核电辅助设备螺栓紧固力矩的研究与应用

刘 伟，蒋仕锦，涂德鹏

（中广核工程有限公司，广东深圳518124）

核电辅助设备螺栓紧固力矩的研究与应用

刘 伟，蒋仕锦，涂德鹏

（中广核工程有限公司，广东深圳518124）

核电站辅助设备中使用了大量螺栓作为紧固件，安装时，需提供螺栓紧固力矩的数值。螺栓连接分为一般连接形式和有密封要求的连接形式，根据不同的连接形式，推导和整理了一般连接形式下螺栓的紧固力矩计算公式。同时，对具有密封要求的螺栓连接，也给出了垫片受压时螺栓的紧固力矩公式，为螺栓紧固力矩的计算，提供了一种简便可靠的方法。

核电；设备；螺栓；连接；垫片；紧固力矩；公式；推导

0 概 述

在核电机组中，很多设备是通过螺栓实现连接。螺栓的连接主要有两种形式，一种是通过螺栓实现不同零部件的结合，主要靠螺栓材料的强度实现连接的稳定性；另一种则主要应用于密封面的连接，通过螺栓穿过法兰盖压迫垫片实现密封连接。螺栓连接是仅次于焊接的连接方式，螺栓的连接质量主要通过螺栓的材质和紧固螺栓所采用的力矩得以保证。在某核电站辅助设备的安装中，曾出现过多次螺栓连接失效的情况，如力矩过大导致螺栓断裂，造成已断裂的螺栓难以取出；或者因螺栓松动，螺栓从连接件中脱出，砸坏其它重要设备，还曾有比较复杂的情况，如螺栓力矩过大导致密封垫片被压散、螺栓烂牙等案例。因此，确定螺栓的紧固力矩，对核电工程的实际施工很有必要。

1 螺栓连接的受力方式

根据螺栓的连接形式及螺栓的受力情况，主要可分为三种受力方式。

（1）纯轴向力，即螺栓仅在轴向受力。

（2）纯横向力，即螺栓在径向受力。

（3）螺栓在轴向、径向均受力。

在第1、2种情况下，螺栓连接的稳定性是依靠螺栓本身的性能（材质和尺寸），与紧固力矩无关。第3种螺栓受力状况，是工程应用中的普遍情况，螺栓既受拉应力又受剪应力。现仅讨论第3种受力的螺栓连接情况。

考虑到工程中螺栓连接的失效情况，螺栓的紧固力矩需考虑到螺栓本体的强度，即不允许发生因紧固力矩过大，导致螺栓的屈服破坏而丧失连接性能的情况。也不能因过大的紧固力矩，而导致螺纹发生脱扣的情况。根据被连接件的材料强度，不能因为过大的紧固力矩，而使被连接件受到破坏。连接件特指密封垫片（不包括法兰），应确保垫片材料的密封性能。紧固力矩过小导致泄漏，力矩过大则垫片被压死或被压散。

现将第1种形式的紧固力矩定义为螺栓一般连接形式的紧固力矩（常用结构件、常温状态），将第2、3种紧固力矩定义为密封连接形式（人孔门、非常温）的紧固力矩。

2 螺栓预紧力与紧固力矩的关系

螺栓要实现对被连接件的紧固，需要对螺栓施加紧固力矩。在紧固过程中，螺栓的紧固力矩T需要克服螺纹副的阻力矩T1及螺帽与被连接件的端面的摩擦力矩T2：

式（1）中：d—螺栓公称直径；

d2—螺纹中径；

θ—螺纹升角，θ=anctan［np/πd2］；

μ—螺母（或螺帽）与被连接件的摩擦系数；

ρν—螺纹副当量摩擦角；

dw—与支撑面连接的螺母或者垫圈的直径；

d0—承压面内直径；

F0—螺栓预紧力。

其中：K=tan（θ＋ρν）

由式（1）可知，在螺栓直径已定的情况下，螺栓紧固力矩正比于预紧力，其比例系数就是紧固系数K。

紧固系数K的选取比较复杂，难以得到正确值，一般在0.1～0.3，表1为参考值［1］。在工程应用中，K值一般取0.2。

表1紧固系数参考值

3 一般连接形式的紧固力矩

式（2）中：σca—螺栓所受应力，MPa；

［σ］—螺栓的许用应力，MPa；

σs—螺栓材料的屈服强度，MPa；

AS—螺栓应力截面积，mm；表示为π（d1＋d2）2

螺栓被紧固后，受到轴向拉应力和圆周方向的剪应力。根据经验公式，对螺栓的破坏应力一般取螺栓受到拉应力的1.3倍［2］，故：16

d1—螺栓底径，mm；

d2—螺栓中径，mm；

t—安全因子，对于碳素钢螺栓t可以取0.6～0.7［1］，对于合金钢螺栓t可以取0.5～0.6［2］。

鉴于在工程中螺栓的公称直径d是较易获取的信息，且考虑螺纹高度相对于螺栓直径较小。所以，将式（2）变更为：

式（3）中：

结合式（1）、式（3），可得出螺栓允许的紧固力矩与螺栓屈服强度之间的关系：

取π=3.14，K=0.2，则式（4）可简化为：

实际工程计算中，安全因子t一般取0.6，因此，式（5）可进一步简化为：

根据国家标准，规定螺栓紧固件按机械性能分级，共分为十级［3］，螺栓的级数标识为：

3.6 4.6 4.8 5.6 5.8 6.8 8.8 9.8 10.9 12.9

在获取螺栓的机械等级及螺栓直径后，利用式（6），即可得到一般连接形式螺栓的紧固力矩。

4 密封形式的紧固力矩

在核电辅助设备中，许多密封面均需用螺栓进行连接，如蒸发器（MSR）本体、疏水箱人孔门，凝汽器接颈、热井人孔门，疏水扩容器人孔门等。这些密封连接，是通过紧固螺栓压迫垫片实现的密封连接。核电辅助设备人孔门的密封连接，主要采用了4种垫片，分别是金属缠绕石墨垫片、石墨复合垫片、夹布橡胶垫片、非石棉橡胶垫片。这些垫片的材料及特性各不相同，能承受的工况温度也不相同，有些垫片能承受高达200℃的工况温度。所以，螺栓的许用应力，不能简单地采用安全系数乘以螺栓的机械屈服强度进行计算。这些影响因素的变化，使密封面紧固力矩的精确计算变得较为复杂。

4.1 垫片

4.1.1 垫片特性参数

密封连接需通过垫片实现，不同场合使用的垫片具有相异的特性参数。垫片预紧比压力y与垫片系数m，是影响垫片密封效果的主要特性参数。预紧比压力y是作用在垫片上的单位密封面积压紧力，使垫片发生弹性变形，且足以填补密封面上的细微不平，是密封连接时不产生泄漏的最小数值。

预紧比压力的计算公式为：

式（7）中：P—垫片的有效压紧力；

A—垫片有效面积。

不同种类的垫片具有不同的y值，这个y值与工作压力无关，即使工作压力很低，垫片的y值也不变。

当密封面内的介质压力升至操作压力（即工况压力）时，因内压产生的轴向力作用，趋于将两片密封面两侧的法兰（或密封盖板）分开。于是，作用在垫片上的紧固力减少。当垫片的有效截面上的紧固压力为某一临界值时，仍能保持密封状态，此时，作用在垫片上的剩余紧固力即为有效紧固压力。如小于该临界值时，密封就被破坏，甚至将垫片吹损而发生泄漏。为了保持密封连接的可靠性，垫片的有效紧固力，必须超过密封面处的操作压力的m倍，计算公式为：

式（8）中：m—垫片系数；

P—垫片的有效压紧力；

P1—密封面处的操作压力。

垫片系数m值及预紧比压y值，都是垫片的特性参数，其值因垫片的材质而异。目前，核电辅助设备常用的密封垫片特性参数，如表2所示。

表2常用密封垫片的特性参数

如果垫片在螺栓预紧时承受了过大的压紧力，将被压缩成塑性变形而失去回弹能力。因此，在预紧时，既要将垫片压紧，使其单位有效密封面积上的压紧力不小于y值，还不能让压紧力过大，以防止垫片被压缩成塑性变形。对于平面密封连接，为防止垫片被压缩成塑性变形，应控制垫片的预紧压紧力不大于4y。

4.1.2 垫片的尺寸参数

根据垫片尺寸，确定垫片接触宽度N和基本密封宽度b0，计算出垫片的有效密封宽度b。

压紧面形状（简图） 垫片基本密封宽度b 0N 2

当b0≤6.4mm时，

确定垫片压紧力作用的中心圆直径Dg：

当b0≤6.4mm时，Dg等于垫片接触的平均直径；

当b0＞6.4mm时，Dg等于垫片接触的外径减去2b。

4.2 螺栓受力

4.2.1 螺栓载荷

螺栓受力可分为密封面预紧状态与工况下的受

当b0＞6.4mm时，力状态，对应的密封面螺栓载荷，可按式（11）、式（12）进行计算：

（1）预紧状态下需要的螺栓最小载荷

（2）工况状态下需要的最小螺栓载荷

4.2.2 螺栓面积

螺栓面积的计算，按式（13）确定。

螺栓需要面积：

［σ］t—设计温度下的螺栓许用应力。

螺栓实际面积：

AS—螺栓应力截面积，为0.785（d-0.9832p）2［4］，d是螺栓公称直径，p为螺栓螺距；

Z—密封面螺栓个数。

4.2.3 螺栓紧固力矩

螺栓设计预紧载荷：

根据式（1）可得出，密封面上相应每根螺栓的预紧紧固力矩

K—紧固系数，一般取0.2；

Z—密封面上螺栓的个数；

d—螺栓公称直径，mm；

t—力矩安全系数，一般取1.2～1.3。

5 结 语

根据螺栓机械性能等级和螺栓螺纹公称直径，从已有公式进行总结分析，推导一般连接形式下螺栓紧固力矩的简易公式。同时，根据密封面形式下的螺栓特性（许用应力、公称直径、螺距）和垫片特性参数（预紧比压力，垫片系数、尺寸参数），整理推导了密封面形式下的紧固力矩，为核电设备的安装，提供便捷的计算方法。

［1］成大先.机械设计手册［M］.北京：化学工业出版社，2003.

［2］邱宣怀.机械设计［M］.北京：高等教育出版社，1997.

［3］GB/T3098.1-2010.紧固件机械性能螺栓、螺钉和螺柱［S］.

［4］GB/T16823.1-1997.螺纹紧固件应力截面积和承载面积［S］.

简讯

俄将在北极建30座移动式核电站

据俄罗斯RT新闻网报道，俄罗斯军方正在加速推动在北极建设移动式核电站的研究进程。俄已下令开展小型移动式核电站的试运行计划，实验用的核电站将搭载在KAMAZ或MAZ重卡，或运输用的雪橇上被运往北极地区的目的地。据悉，第一座移动式核电站有望于2020年建成。

报道称，如果军方认可前期试运行的结果，预计为期两年的完整实验即将投入运行。完整实验结束后，移动式核电站的原型机即将成型。原型机可能在未来4～5年之内面世，量产的计划届时也将准备就绪。据悉，俄罗斯军方希望能在极北地区和北极诸岛部署30座以上的移动式核电站。

据悉，除了正在进行的移动式核电站的研究项目，俄罗斯军方还在推进漂浮式核电站的使用研究。第一座漂浮式核电站将于2016年10月在北极地区投入使用。

首台高温堆核电项目反应堆压力容器水压试验圆满成功

在华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程中，首台反应堆压力容器设备的水压试验，在上海电气核电设备有限公司获得圆满成功。经检查，各项数据均符合规范要求，外表面目视检查无变形、无渗漏和漏滴情况发生。国家核安全局北方站等各方人员共同见证，一致认为结果合格。

反应堆压力容器是组成反应堆一回路的关键主设备，水压试验是检验其整体强度、密封性和主焊缝质量的重要试验和关键工序。反应堆压力容器设备水压试验的一次成功，标志着首台高温堆的核岛关键设备，经过独立研发、自主创新后，已完全实现国产化，达到了世界先进水平力。

摘自上海电气电站设备有限公司电站辅机厂技术部《信息简讯》第205期

ResearchandApplicationofNuclearPowerAuxiliary EquipmentTighteningTorque

LIUWei，JIANGShi-jin，TUDe-peng
（ChinaNuclearPowerEngineeringCompanyCo.，Ltd.，Shenzhen518124，Guangdong，China）

ThereisalargenumberofboltsinnuclearpowerplantTGauxiliaryequipmentasfasteners.Numerical valuesofcorrespondingfasteningtorqueareoftenrequiredininstalling.Theboltconnectionisnormallydividedinto thenormalconnectionandtheconnectionwithsealrequirement.Thispaperanalyzesthesetwocases，including generalconnectionformandsealsurfaceform，oftighteningtorque，derivingtheformulaoffasteningtorque correspondingshimandbolt.Asimpleandreliablemethodisalsoprovidedforbolttighteningtorque.

nuclearpower；equipment；bolt；connection；cashier；tighteningtorque；formula；deriving

TL353+.13

：A

1672-0210(2015)04-0001-04

2015-09-30

：2015-10-23

刘伟（1985-），男，工程师，硕士研究生，毕业于华中科技大学，从事核电机组设备方面的项目管理工作。