作者：趙和安（貴州航天新力鑄鍛有限責任公司，貴州遵義?。担叮常埃埃常?/font>
緊固件的應用最為廣泛，它是一種關鍵基礎零部件，用于各類機械固定、傳力、連接、定位、調整和密封的。幾乎所有機械產品都需要緊固件連接，其質量對設備性能和結構安全起著重要作用。因其種類繁多、形狀尺寸簡單、互換功能較好、材質選用對像豐富等特點，被廣泛地用于交通、國防、機械等基礎設施行業(yè)且遍布人們的日常生活，從低端設備到高端科技產品，種類多達六千余種。
在諸多緊固件中，尤以螺栓、螺母的用量最大。以汽車工業(yè)為例，其需求量約占緊固件總銷量的２３．２％。例如每輛轎車或輕型汽車大約有４０００件緊固件，其中高強度緊固件約占三分之一，其成本約占整輛車總價３％。據１９９０年的相關資料顯示，全球緊固件的需求量以每年５％的速度增長，各行各業(yè)對緊固件有著不同的要求。在重大技術裝備越來越大型化，模塊化以及參數(shù)極限化的趨勢下，亟需開發(fā)出具備耐高壓、高溫及耐腐蝕等性能的緊固件。中國國家工業(yè)和信息部以及中國核安全局的最新文件顯示，在未來能源發(fā)展中高可靠性高強度的核電專用緊固件將得到更大重視和重點扶持。圖１為常規(guī)高強度緊固件，圖２為核電緊固件。
１ 國內外核電發(fā)展現(xiàn)狀簡介
核能發(fā)電是利用核反應堆中核鏈式裂變反應釋放出的熱能進行發(fā)電：由冷卻劑（水等）將反應堆運行時鏈式裂變反應放出的熱量帶出，推動蒸汽發(fā)生器加熱水使之變?yōu)檎羝?，蒸汽推動汽輪機帶動發(fā)電機發(fā)電，如圖３所示。
隨著社會經濟的高速發(fā)展，常規(guī)能源的供應已很難滿足經濟發(fā)展的需求，而且?guī)淼奈廴緡乐赝{著人類生存的環(huán)境。因此世界上各發(fā)達國家紛紛發(fā)展核電能源，如法國、美國、俄羅斯等。相對于常規(guī)能源工業(yè)，核電是綠色和經濟的能源。據國際原子能機構（ＩＡＥＡ）統(tǒng)計，目前全球在運行的核電反應堆總裝機容量３８．２５萬兆瓦，核反應堆４３９座，其中在建反應堆６６座。
美國１９５１年發(fā)展了１００ｋＷ的核能電力，開核電技術之先河，標志著人類能夠和平利用核能。１９５４年前蘇聯(lián)建成世界上第一座功率約５０００ｋＷ的核電站，美國建成３００ＭＷ的希平港核電站。這些為第一代核電技術。２０世紀６０年代后期，美國相繼建成３０ＭＷ以上的壓水堆（ＰＷＲ、ＶＶＥＲ）、沸水堆（ＢＷＲ）、重水堆等核電機組，標志著第二代核電技術，其有關應用進一步證明了核能發(fā)電技術的可行性和經濟性。核電技術得到了較大的發(fā)展，目前商業(yè)運行的核電機組大部分都是在這段時間建成。
然而，此后發(fā)生的美國三哩島核電事故和前蘇聯(lián)切爾諾貝利（烏克蘭）核電廠事故，造成了社會公眾對核電安全性的疑慮和擔憂，導致核電發(fā)展步伐放慢。上世紀９０年代，美國電力研究院和歐洲各國分別出臺了“ＵＲＤ（UｔｉｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓＤｏｃｕｍｅｎｔ）文件”和“ＥＵＲ（ＥｕｒｏｐｅａｎＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓＤｏｃｕｍｅｎｔ）文件”，各國對核安全法規(guī)（即ＮＵＳＳ）進行了修訂完善，進一步明確了防范嚴重核電事故的措施，提升了安全可靠性和改善了人因工程。滿足這些文件的核電機組即為第三代核電技術。第三代核電技術在第二代技術的基礎上進行改進。例如ＡＢＷＲ、ＳＹＡＴＥＭ８０＋、ＡＰ６００、ＡＰ１０００、ＥＰＲ、華龍一號等。
近３０年來，我國大力發(fā)展自己的核電工業(yè)。據２０１４年資料，火力發(fā)電在中國的電力供應中占８０％以上。隨著我國對能源需求的不斷增加和化石、燃料消費對氣候變化以及資源短缺的影響不斷增大，我國加快了核電的發(fā)展步伐。截至２０１４年５月，我國大陸在役的核電站為２１座，在建的核電站為２８座，位居世界第一，占比近４０％；在役和在建的裝機總量約為４８７０萬ｋＷ［１］。我國自主設計的第一座核電站，即３０萬ｋＷ秦山核電站，于１９９１年首次并網發(fā)電；秦山核電站二期擴建的核電機組中大型關鍵設備有４７項技術實現(xiàn)了國產化，其余８項仍由國外提供。二代改進型百萬ｋＷ 壓水堆核電技術ＣＰＲ１０００在紅沿河、寧德、福清、陽江項目中得到應用。２００８年，我國在浙江三門和山東海陽核電站一期工程中引進美國ＡＰ１０００三代核能技術，已經開工建設自主設計研發(fā)的ＣＡＰ１４００高溫氣冷堆。ＡＰ１０００技術引入了安全系統(tǒng)非能動理念，即對非能動嚴重事故采用可靠的預防和緩解措施，大大降低了核電廠發(fā)生人因錯誤的可能性，使安全性能得到顯著提高［１］。
我國在建的福清核電站五六號機組采用了華龍一號技術，在建的臺山一期采用了法國ＥＰＲ技術。第四代核電技術安全性和經濟性更加可靠，更加優(yōu)越，并具有防核擴散能力。目前第四代核電技術典型堆型包括氣冷堆、鈉冷快堆、熔鹽堆、極高溫氣冷堆、鉛冷快堆和超臨界水堆等，其中具有發(fā)展前景的是鈉冷快堆和極高溫氣冷堆。西屋公司率先在研發(fā)領域取得突破，先后取得ＮＲＣ頒發(fā)的按ＡＰ６００和ＡＰ１０００標準設計的設計批準書和設計證書。
截至２０１６年９月，我國投入運行的核電機組有３４座，美國有１００座，法國有５８座。法國核電發(fā)電量占比７３.６７％，美國占比１８．５５％，雖然我國在發(fā)電總量上遙遙領先，但核電發(fā)電量占比只有２．７７％。根據我國核電中長期發(fā)展規(guī)劃的要求，在２０１６—２０２０年期間，每年將有６～８臺核電機組開工建設。我國核電總裝機量預計達到５８００萬ｋＷ行，另有３０００萬ｋＷ 的在建。若按照每ｋＷ 需２００００元測算，我國核電建設平均投資將達１６００億元／年。表１歸納了我國核電政策及發(fā)展演變。
２ 核電緊固件的應用及其設計規(guī)范
在核電站中應用最為關鍵的主螺栓屬于螺柱類，這類螺柱一般是沒有頭部的雙頭螺栓，兩端均帶外螺紋。這類緊固件的連接是將一端螺紋旋入帶有內螺紋孔的零件Ａ中，另一端則穿過帶有通孔的零件Ｂ，然后旋上螺母，這樣就將兩個零件Ａ、Ｂ緊固連接起來。這類連接主要用于結構緊湊，拆卸頻繁，被連接零件之一厚度較大，不宜采用單頭螺栓連接的情況。
核電站主螺栓（密封螺栓）主要用于百萬ｋＷ 級核電站反應堆壓力容器、蒸發(fā)器、穩(wěn)壓器、主泵等主設備的緊固連接。反應堆壓力容器（以下簡稱ＲＰＶ）主螺栓，核安全等級一級，是連接ＲＰＶ容器法蘭和頂蓋的重要部件，長期處于高溫（３５０℃）高應力的工作狀態(tài)，同時還是壓力容器中疲勞累積系數(shù)最高的部件。核主泵主螺栓，承壓邊界上連接泵體和定子端蓋，核安全等級一級，用來防止一回路輻射水泄露。在蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器中使用的主螺栓還被稱為人孔主螺栓、手孔主螺栓，一次側主螺栓等。
核反應堆壓力容器由頂蓋和容器通過法蘭螺栓結構連接構成，每個反應堆壓力容器含有５８根主螺栓，主螺栓和螺孔采用Ｍ１５５ ×４螺紋，圖４所示為螺栓法蘭結構圖［２］。Ｍ３１０堆型百萬ｋＷ核電站主螺栓按照ＲＣＣ－Ｍ規(guī)范［３］Ⅰ級設備進行設計和建造，并按ＲＳＥ－Ｍ規(guī)范［４］進行在役檢查和維修。每根ＲＰＶ主螺栓在壽命期內要進行６０～１２０次旋入／旋出操作。一旦出現(xiàn)異常情況，將造成嚴重后果。
最近幾年核電廠及核電設備制造單位出現(xiàn)緊固件斷裂和咬死等質量問題，以及２０１６年國家核安全局發(fā)布的《關于進一步加強核電廠緊固件等大宗材料質量管理的通知》［５］，進一步凸顯出加強核電用緊固件質量的重要性。從目前國內外核電站設計、制造、安裝和運行經驗來看，反應堆壓力容
器（ＲＰＶ）螺栓法蘭連接較少出現(xiàn)螺栓斷裂和咬死現(xiàn)象，而在主螺栓裝配過程中則時常發(fā)生主螺栓與螺孔螺紋間的咬合損傷。
反應堆壓力容器（ＲＰＶ）螺栓法蘭連接設計應避免螺栓卡澀并減少螺紋損傷，在ＲＰＶ主螺栓安裝及運行過程中一旦發(fā)生主螺栓或螺孔螺紋損傷事故，勢必會影響核電站安裝或換料的正常進行，增加維修成本，進而影響整個核電站的經濟效益。中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術國家級重點實驗室的周高斌等人以Ｍ３１０堆型ＲＰＶ為例，對主螺栓與法蘭螺孔的設計進行分析和討論，并結合核電廠安裝及運行中出現(xiàn)的典型螺紋損傷案例，對螺紋損傷原因進行分析，最后對螺栓法蘭設計提出改進建議，以減少ＲＰＶ主螺栓和螺孔螺紋損傷事故，降低螺紋損傷的風險［２］。
根據中國核動力設計院設計的國內百萬ｋＷ 級反應堆壓力容器主螺栓、螺母及附件技術要求［７］和東方電氣（廣州）重型機器有限公司的ＲＰＶ用主螺栓４０ＮＣＤＶ７－０３［６］（如圖４所示），都采用按ＲＣＣ－ＭＭ２３１１／Ｍ５１４０規(guī)定［３］，其化學成分和力學性能分別見表２［７］、表３［８］。
３ 我國核電主螺栓材料及螺紋加工制造
在核電的安全性和其他性能方面，要求所有的核電部件及零配件都要絕對可靠。雖然我國一重、東方電氣、上海電氣等均已成功生產壓力容器和核電主泵設備，但仍有很多設備的設計和制造技術沒有完全掌握，一些核電關鍵設備及零配件依賴進口。
我國首次使用高強度螺栓是２０世紀６０年代在南京大橋等部分橋梁鐵路上用高強度螺栓代替鉚釘，然后逐步在大型鍋爐容器結構上推廣。
２０世紀８０年代以來，世界各國開展了緊固件材料用低合金高強度鋼的開發(fā)和生產。在低合金鋼的冶煉過程中，添加一定質量分數(shù)（不大于３％）合金元素改善合金性能。例如添加晶粒細化微量元素鉬、鎳等以提高鋼的純凈度，獲得高斷裂抗力、高強韌性的低合金高強螺栓用鋼。例如，我國ＡＤＦ系列鋼材和日本ＡＤＳ系列螺栓鋼等含鉻－鉬中碳鋼等。
國內對核電用主螺栓的研究自秦山核電站一期開工的
８０年代初期就著手進行，上海核工程研究設計院謝世球等人研究對３０萬ｋＷ反應堆壓力容器主螺栓材料的選材和研究［９］，對１８ＣｒＮｉＷＡ鋼性能進行了全面研究，包括恒應變低周疲勞試驗和高溫應力松馳試驗，使該鋼種達到了核用途主螺栓材料的標準。
２０世紀末隨著我國對國外轎車生產技術的引進，開始進行１２．９ 級高強度螺栓的研制［１０］。潘祖詒等對２２Ｃｒ２Ｎｉ４ＭｏＶ的化學成分和熱處理工藝進行試驗，抗拉強度σｂ可達１５５０ＭＰａ，延伸率ψ大于１３％［１１］。王榮濱等將低碳鋼和低碳合金鋼加熱至奧氏體化溫度后水淬快速急冷，獲得了更多的板條狀馬氏體，得到１０．９級以上高性能螺栓，能部分替代調質優(yōu)質結構鋼［１２］。
中國一重王景波等［１３］在２０世紀９０年代對３０萬ｋＷ 核反應堆壓力容器主螺栓熱處理工藝進行研究，對主螺栓用４０ＣｒＮｉＭｏＥ鋼在不同介質和溫度下淬火的性能進行了對比分析，表明采用油冷工藝由于冷卻速度慢達不到材料性能要求，而采用優(yōu)化參數(shù)控制水冷工藝完全滿足相關要求。
反應堆壓力容器高壓緊固件作為核設備的重要部件，ＲＣＣＭ標準要求對其在役前及在役進行超聲波檢測或者磁粉檢測。２０１３年，樊佳能等人的文章介紹了該檢測是個多系統(tǒng)配合的過程，依賴專用超聲波檢查系統(tǒng)、磁粉探傷檢測設備等統(tǒng)一協(xié)作完成對內部質量各項指標的檢查［１４］。文章還介紹了反應堆壓力容器高壓緊固件磁粉檢測部位、檢測方法、檢測儀器以及靈敏度試片的選用及測試。
核電廠安裝和運行階段，反應堆壓力容器（ＲＰＶ）螺栓的精確預緊是確保設備密封的重要步驟。中國能源建設集團東北電力第一工程有限公司的李學躍［１５］介紹了一種適用于ＲＰＶ螺栓預緊的液壓螺母拉伸技術，簡述了其工作原理、結構組成、螺栓預緊應用、操作效率、運行維護等，并通過對比現(xiàn)有整體、單體螺栓拉伸技術，指出了其優(yōu)點和局限性。
為了保證反應堆壓力容器主螺栓的質量，中國核動力院研究設計院根據壓力容器及主螺栓結構特點，分析研究反應堆開扣蓋的重要、關鍵設備主螺栓拉伸裝置設計要求，結合現(xiàn)場操作工藝流程、總結實施經驗，對主螺栓拉伸裝置進行了結構設計，包括拉伸機、旋轉支架以及控制系統(tǒng)等［１６］。
安裝時對螺紋的緊固力應該有一個最佳值，人工不易掌握。而中核核電運行管理有限公司維修支持處的周圍、范偉豐等人［１７］，通過對壓水堆機組反應堆壓力容器螺栓預緊程序和預緊數(shù)據處理方法的分析，闡述了智能化處理系統(tǒng)開發(fā)的必要性，并利用ＶＢ軟件設計了螺栓預緊數(shù)據智能化處理系統(tǒng)，實現(xiàn)了預緊數(shù)據的自動化處理、預緊狀態(tài)的可視化顯示，創(chuàng)造性提出了螺栓的等差分組和區(qū)間分組兩種分組方式，自動生成下一步預緊程序，提高了工作效率，減少了人因失誤，為螺栓預緊工作提供標準。
反應堆壓力容器主螺栓螺紋是核島設備疲勞分析中裕量偏小的典型部位之一。為優(yōu)化螺紋疲勞數(shù)值分析方法，考慮主螺栓及主螺孔結構特點，從螺紋模型簡化方式、應力提取及組合方式、瞬態(tài)溫度和壓力載荷疊加方式、疲勞強度減弱系數(shù)Ｋｆ取值及使用方法等方面，對反應堆壓力容器主螺栓螺紋疲勞性能進行對比分析，總結出各因素對疲勞累積使用系數(shù)的影響規(guī)律，推薦一套較為合理、有效的計算方法［１８］。
緊固件螺紋生產通常采用車削加工和滾壓加工。螺紋車削加工指工件與車刀按一定的運動規(guī)律做相對旋轉運動和直線運動，形成螺紋齒形面。我國設計和制造的核電主螺栓螺紋大多采用車削加工，工藝相對簡單，但生產效率低，產生切屑，材料利用率低，尺寸精度和表面磁粉表面探傷不合格，加工后的表面質量較低，而且由于螺紋齒尖和齒根處應力集中，疲勞強度低，不能滿足螺栓連接件使用量大、品質要求高的需求。
滾壓方式適宜大批量生產，具有競爭優(yōu)勢［１９］。滾壓方式的本質就是利用某些材料常溫下的塑性進行加工。螺紋滾壓采用的工具為圓柱模（滾絲輪），上下模轉動方向相反，并在轉動時對圓柱坯料作用，使其在滾壓模具壓力的作用下，金屬材料重新轉移和再分配，滾制出相應要求的螺紋齒形，螺紋滾壓示意圖見圖５。
滾壓生產的螺紋不僅無切削，無切屑，表面粗糙度低，存在裂紋劃痕等，而且由于滾壓后表面的加工硬化提高了疲勞強度，使螺紋工作壽命大大提高。通過設計具有不同技術參數(shù)的滾絲輪，可以滾壓出各種各樣的桿狀螺紋以及空心螺紋，在加工高強度、高精度及形狀復雜的螺紋方面應用最為廣泛。我國的大亞灣和嶺澳核電站的ＲＰＶ主螺栓材料及加工均由法國ＦＥＡＭＭＴＯＭＥ公司提供。
早在２０世紀７０年代，我國就有工廠采用滾壓工藝生產螺紋。機械工業(yè)出版社出版了崔長華的《螺紋滾壓加工》一書總結了螺紋冷滾壓加工經驗、滾絲輪的調整、滾壓坯料直徑的計算、典型螺紋件的加工要點等［２０］。９０年代，中國鐵道出版社出版了王秀倫的《螺紋冷滾壓加工》［２１］。兵器工業(yè)出版社出版了計志孝等人的《螺紋加工新工藝》，對特殊結構的多臺階、細長桿和薄壁零件上的螺紋滾壓工藝及設計做了較詳細的論述［２２］。這些理論成果和相關實際經驗給螺紋滾壓加工工藝在國內推廣和應用發(fā)揮了相當大的作用。
貴州航天新力鑄鍛有限責任公司將核電主螺栓制造與螺紋滾壓技術研究應用相結合，分析了主螺栓螺紋的特點，研究設計了國產主螺栓螺紋常溫下滾壓工藝參數(shù)，并通過實際生產驗證、檢驗、改進，獲得了制造百萬ｋＷ核電ＲＰＶ主螺栓螺紋滾壓加工應用技術，能優(yōu)質生產國內最大直徑的螺紋。
４ 核電主螺栓加工過程中存在的主要問題和應對措施
總的來講，目前國內對百萬ｋＷ 主螺栓材料的研究和應用較少。有關核電主螺栓加工過程中存在的主要問題大致有：
１）主螺栓螺紋加工采用傳統(tǒng)的車削加工。車削加工的螺紋尺寸精度不高，表面磁粉探傷不合格，存在裂紋、劃痕等，產品報廢率高，造成主螺栓制造成本居高不下。根據各核電建設公司、電廠及核安全局反饋，目前國內采用切削加工方法生產的主螺栓螺紋，普遍均存在精度差，粗糙度不符合要求的的缺陷，造成在拆卸安裝過程中無法正常旋入主螺紋孔［２３］。
２０１０年，國內某核電廠的反應堆壓力容器在蓋口過程中，由于螺紋的光潔度不夠，主螺栓在大扭矩下旋入時相互摩擦產生積屑瘤，使阻力矩嚴重超過設計值，產生主螺栓和頂蓋法蘭螺紋卡澀、咬死的不良后果［２４］。
我國在制備普通滾絲機設備方面的技術水平，已接近國外同類產品水平，但在數(shù)控滾壓機的研制開發(fā)制造方面一直落后。目前青島生建機械廠在數(shù)控滾絲機設備研究較多，但整體制造水平與國際水平相比仍存在差距，尚需提高。如美國肯尼福（集團）公司上一世紀末就可以通過觸摸屏控制坯料進給，將不合格的產品選出［２５］。
２）螺栓和螺母的硬度應匹配。２０１４年，某核電廠新建核電機組二回路主蒸汽隔離閥第一次大修期間，對主蒸汽隔離閥進行解體檢修，發(fā)現(xiàn)多個閥蓋螺栓與螺母產生“咬死”現(xiàn)象，拆卸過程中個別螺栓甚至被擰斷，對失效的螺栓、螺母進行了理化檢驗。成分分析表明，螺栓、螺母材料符合標準要求；但螺母硬度值比螺栓高４７ＨＢ；金相分析表明螺母組織為回火馬氏體＋回火索氏體，螺栓組織為回火索氏體。螺栓、螺母硬度值的不合理匹配，是二者發(fā)生“咬死”現(xiàn)象及拆卸過程中個別螺栓被擰斷的根本原因［２６］。
咬死或鎖死是不銹鋼緊固件經常發(fā)生的現(xiàn)象，產生的根本原因就是螺栓與螺孔之間缺乏足夠的硬度差。針對反應堆堆內構件螺栓易咬合的問題，提出了螺栓鍍鉻防咬合的新措施，分析了鍍鉻在反應堆內的應用的安全性，給出了鍍鉻螺栓擰緊力矩的計算方法，最后用試驗對螺栓鍍鉻防咬合效果進行了驗證［２７］。
深圳中廣核工程設計有限公司的周萬云等人以某核電廠受損的Ｍ１５５×４螺紋為例，考慮沿原螺旋線擴孔修復方案、重新加工新螺紋擴孔修復方案和襯套修復３種方案的文章，分別從螺紋的強度校核、殘余伸長量的影響、密封面積校核等方面對修復方案進行分析，綜合考慮多種工程因素，最后選用了切實可行的修復方案［２３］。
３）主螺栓與主螺孔的配合間隙要合理。反應堆壓力容器主螺栓旋入過程中，主螺栓與主螺孔的配合間隙應合理。其大小不但與主螺栓的旋入轉速值和相對主螺孔的對中精度密切相關，而且影響主螺栓卡澀后能否被有效取出，取出后主螺孔表面不能被破壞。為了獲得穩(wěn)定的、理想的螺紋副配合間隙，中國核動力研究設計院成都海光核電技術服務有限公司的胡運峰等人，通過對螺紋副配合間隙與相關因素的定量分析，提出不但應從螺紋副制造端加以控制，還必須在裝配階段進行配對優(yōu)化，他們在文章中給出了主螺栓旋入時的轉速和對中要求的具體數(shù)值［２８］。
４）操作失誤。在反應堆壓力容器螺栓孔及主螺栓加工制造和安裝過程中，經常會由于設備故障或人員操作失誤等原因造成螺孔和螺栓損傷，產生不符合項。其中，大多數(shù)不符合項是不影響設備的功能性及安全性的。中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術國家重點實驗室的鄭連綱等人總結了螺栓孔及主螺栓主要缺陷類型及接受原則，同時針對嚴重缺陷給出了相應的力學分析方法［２９］。
綜上可見，國內對螺紋加工理論的研究主要集中在螺紋的理論分析及主要技術參數(shù)的計算研究，對于核電用大規(guī)格高強度螺栓的螺紋滾壓制造工藝及螺紋質量研究較少。由于核電行業(yè)的特殊性，經塑性成形后的螺紋件，螺紋加工后質量的好壞，對其安裝、使用、維護更換有極大的影響，對社會的影響非常大，因此必須對核電主螺栓螺紋滾壓技術深入研究。
中廣核工程有限公司的劉攀等人采用有限元方法對不同模型、不同單元、不同網格數(shù)和不同接觸方式下螺紋聯(lián)接中的力學性能進行分析，得到了不同的理論應力集中系數(shù)。結果表明，拉壓承載方式下應力集中系數(shù)最大，可包絡扭轉載荷和彎曲載荷；接觸方式對應力集中系數(shù)影響最大，在綁定接觸情況下，網格細化對應力集中系數(shù)的影響不大，六面體單元隨網格數(shù)增加，應力集中系數(shù)增大，四面體單元反之［３０］。
中廣核工程有限公司的王松波在２０１５年撰文介紹了ＣＰＲ１０００堆型核電站核島反應堆冷卻劑泵的主螺栓的現(xiàn)用材料和制造、安裝、役前檢查［３１］，對指導核電行業(yè)有重大意義。
聶志萍等人基于反應堆堆壓力容器主螺栓的結構及其工況，提出一種均載的、安全系數(shù)高的削峰均載螺紋結構。建立大螺栓螺紋連接的數(shù)學模型進行有限元分析，并與普通螺紋結構比較，驗證了所提結構的可行性。解決現(xiàn)在的壓力容器主螺栓連接結構在使用一段時間后的粘扣現(xiàn)象，使得壓力容器主螺栓連接具有更高的安全性、可靠性以及更長的壽命［３２］。
中國第一重型機械股份公司重裝事業(yè)部的王亞麗強調核反應堆壓力容器主螺栓的質量過程控制，控制內容主要包括主螺栓無損檢驗、主螺栓機械加工、不完整螺紋修整，主螺栓清潔、包裝等［３３］。
我們貴州航天新力鑄鍛公司對主螺栓冶煉、鍛造、熱處理等過程進行控制，通過檢驗主螺栓的化學成分、常規(guī)力學性能、金相組織指標，并與標準、國外材料結果進行對比評價，得出主螺栓材料及其性能控制規(guī)范。
新力鑄鍛公司分析主螺栓的螺紋特點，結合塑性變形相關力學知識，運用塑性變形的體積不變的原理分析了主螺栓螺紋滾壓成形過程，制定出主螺栓螺紋滾壓工藝參數(shù)。新力鑄鍛公司設定滾壓參數(shù)采用ＭＣ－３００ＦｉＣＮＣＰＯＷＥＲＢＯＸＫＩＮＥ－ＲＯＬＬＥＲ滾絲機安裝預定的工藝參數(shù)對力學性能合格的主螺栓棒料進行螺紋滾壓試制，對滾壓螺紋各要素進行檢驗、分析，改進工藝。新力鑄鍛公司對滾壓成形和車削成形的螺紋從金相組織、硬度、安裝使用以及經濟性進行了全面對比分析，得出了合理的結論并在生產上應用，取得了好的成績。
５ 結論
１）核電作為清潔能源越來越被大家所認可，國內外都在積極地發(fā)展核電，因而對主螺栓的需求越來越大。實現(xiàn)百萬ｋＷ核電主螺栓的國產化，必須突破核電關鍵原材料和基礎件生產制造的技術瓶頸。
核電主螺栓性能的可靠性及穩(wěn)定性直接關系著反應堆壓力容器及電站的安全，如何制備出達到進口材料各項性能指標的核電主螺栓，實現(xiàn)我國核電技術自主化設計制造和發(fā)展成為亟待解決的問題。
２）貴州航天新力鑄鍛有限責任公司將核電主螺栓制造與螺紋滾壓技術研究應用相結合，分析了主螺栓螺紋的特點，研究設計了國產主螺栓螺紋常溫下滾壓工藝參數(shù)，并通過實際生產驗證、檢驗、改進，獲得了制造百萬ｋＷ 核電ＲＰＶ主螺栓螺紋滾壓加工應用技術。對于促進這種凈形加工新技術在核電、航天等特殊行業(yè)的推廣應用，具有重要的理論意義和實用價值。
