我国核电发展及其与紧固件的关系

赵和安

(贵州航天新力铸锻有限责任公司, 贵州 遵义 563003)

紧固件的应用最为广泛，它是一种关键基础零部件，用于各类机械固定、传力、连接、定位、调整和密封的。几乎所有机械产品都需要紧固件连接，其质量对设备性能和结构安全起着重要作用。因其种类繁多、形状尺寸简单、互换功能较好、材质选用对像丰富等特点，被广泛地用于交通、国防、机械等基础设施行业且遍布人们的日常生活，从低端设备到高端科技产品，种类多达六千余种。

在诸多紧固件中，尤以螺栓、螺母的用量最大。以汽车工业为例，其需求量约占紧固件总销量的23.2%。例如每辆轿车或轻型汽车大约有4 000件紧固件，其中高强度紧固件约占三分之一，其成本约占整辆车总价3%。据1990年的相关资料显示，全球紧固件的需求量以每年5%的速度增长，各行各业对紧固件有着不同的要求。在重大技术装备越来越大型化，模块化以及参数极限化的趋势下，亟需开发出具备耐高压、高温及耐腐蚀等性能的紧固件。中国国家工业和信息部以及中国核安全局的最新文件显示，在未来能源发展中高可靠性高强度的核电专用紧固件将得到更大重视和重点扶持。

图1为常规高强度紧固件，图2为核电紧固件。

1 国内外核电发展现状简介

核能发电是利用核反应堆中核链式裂变反应释放出的热能进行发电：由冷却剂(水等)将反应堆运行时链式裂变反应放出的热量带出，推动蒸汽发生器加热水使之变为蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电，如图3所示。

随着社会经济的高速发展，常规能源的供应已很难满足经济发展的需求，而且带来的污染严重威胁着人类生存的环境。因此世界上各发达国家纷纷发展核电能源，如法国、美国、俄罗斯等。相对于常规能源工业，核电是绿色和经济的能源。据国际原子能机构(IAEA)统计，目前全球在运行的核电反应堆总装机容量38.25万兆瓦，核反应堆439座，其中在建反应堆66座。

美国1951年发展了100 kW的核能电力，开核电技术之先河，标志着人类能够和平利用核能。1954年前苏联建成世界上第一座功率约5 000 kW的核电站，美国建成300 MW的希平港核电站。这些为第一代核电技术。20世纪60年代后期，美国相继建成30 MW以上的压水堆(PWR、VVER)、沸水堆(BWR)、重水堆等核电机组，标志着第二代核电技术，其有关应用进一步证明了核能发电技术的可行性和经济性。核电技术得到了较大的发展，目前商业运行的核电机组大部分都是在这段时间建成。

然而，此后发生的美国三哩岛核电事故和前苏联切尔诺贝利(乌克兰)核电厂事故，造成了社会公众对核电安全性的疑虑和担忧，导致核电发展步伐放慢。上世纪90年代，美国电力研究院和欧洲各国分别出台了“URD(Utility Requirements Document)文件”和“EUR(European Requirements Document)文件”，各国对核安全法规(即NUSS)进行了修订完善，进一步明确了防范严重核电事故的措施，提升了安全可靠性和改善了人因工程。满足这些文件的核电机组即为第三代核电技术。第三代核电技术在第二代技术的基础上进行改进。例如ABWR、SYATEM80+、AP600、AP1000、EPR、华龙一号等。

近30年来，我国大力发展自己的核电工业。据2014年资料，火力发电在中国的电力供应中占80%以上。随着我国对能源需求的不断增加和化石、燃料消费对气候变化以及资源短缺的影响不断增大，我国加快了核电的发展步伐。截至2014年5月，我国大陆在役的核电站为21座，在建的核电站为28座，位居世界第一，占比近40%；在役和在建的装机总量约为4 870万kW[1]。我国自主设计的第一座核电站，即30万kW秦山核电站，于1991年首次并网发电；秦山核电站二期扩建的核电机组中大型关键设备有47项技术实现了国产化，其余8项仍由国外提供。二代改进型百万kW压水堆核电技术CPR1000在红沿河、宁德、福清、阳江项目中得到应用。2008年，我国在浙江三门和山东海阳核电站一期工程中引进美国AP 1000三代核能技术，已经开工建设自主设计研发的CAP1400高温气冷堆。AP1000技术引入了安全系统非能动理念，即对非能动严重事故采用可靠的预防和缓解措施，大大降低了核电厂发生人因错误的可能性，使安全性能得到显著提高[1]。

我国在建的福清核电站五六号机组采用了华龙一号技术，在建的台山一期采用了法国EPR技术。

第四代核电技术安全性和经济性更加可靠，更加优越，并具有防核扩散能力。目前第四代核电技术典型堆型包括气冷堆、钠冷快堆、熔盐堆、极高温气冷堆、铅冷快堆和超临界水堆等，其中具有发展前景的是钠冷快堆和极高温气冷堆。西屋公司率先在研发领域取得突破，先后取得NRC颁发的按AP600和AP1000标准设计的设计批准书和设计证书。

截至2016 年9月，我国投入运行的核电机组有34 座，美国有100 座，法国有58座。法国核电发电量占比73.67%，美国占比18.55%，虽然我国在发电总量上遥遥领先，但核电发电量占比只有2.77%。根据我国核电中长期发展规划的要求，在2016—2020年期间，每年将有6～8台核电机组开工建设。我国核电总装机量预计达到5 800万kW行，另有3 000万kW的在建。若按照每kW需20 000元测算，我国核电建设平均投资将达1 600亿元/年。表1归纳了我国核电政策及发展演变。

表1 我国核电政策和发展演变

2 核电紧固件的应用及其设计规范

在核电站中应用最为关键的主螺栓属于螺柱类，这类螺柱一般是没有头部的双头螺栓，两端均带外螺纹。这类紧固件的连接是将一端螺纹旋入带有内螺纹孔的零件A中，另一端则穿过带有通孔的零件B，然后旋上螺母，这样就将两个零件A、B紧固连接起来。这类连接主要用于结构紧凑，拆卸频繁，被连接零件之一厚度较大，不宜采用单头螺栓连接的情况。

核电站主螺栓(密封螺栓)主要用于百万kW级核电站反应堆压力容器、蒸发器、稳压器、主泵等主设备的紧固连接。反应堆压力容器(以下简称RPV)主螺栓，核安全等级一级，是连接RPV容器法兰和顶盖的重要部件，长期处于高温(350℃)高应力的工作状态，同时还是压力容器中疲劳累积系数最高的部件。核主泵主螺栓，承压边界上连接泵体和定子端盖，核安全等级一级，用来防止一回路辐射水泄露。在蒸汽发生器和稳压器中使用的主螺栓还被称为人孔主螺栓、手孔主螺栓，一次侧主螺栓等。

核反应堆压力容器由顶盖和容器通过法兰螺栓结构连接构成，每个反应堆压力容器含有58根主螺栓，主螺栓和螺孔采用M155 × 4螺纹，图4所示为螺栓法兰结构图[2]。M310堆型百万kW核电站主螺栓按照RCC-M规范[3]Ⅰ级设备进行设计和建造，并按RSE-M规范[4]进行在役检查和维修。每根RPV主螺栓在寿命期内要进行60～120次旋入/旋出操作。一旦出现异常情况，将造成严重后果。

最近几年核电厂及核电设备制造单位出现紧固件断裂和咬死等质量问题，以及2016年国家核安全局发布的《关于进一步加强核电厂紧固件等大宗材料质量管理的通知》[5]，进一步凸显出加强核电用紧固件质量的重要性。从目前国内外核电站设计、制造、安装和运行经验来看，反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接较少出现螺栓断裂和咬死现象，而在主螺栓装配过程中则时常发生主螺栓与螺孔螺纹间的咬合损伤。

反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室的周高斌等人以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险[2]。

根据中国核动力设计院设计的国内百万kW级反应堆压力容器主螺栓、螺母及附件技术要求[7]和东方电气(广州)重型机器有限公司的RPV用主螺栓40NCDV7-03[6](如图4所示)，都采用按RCC-M M2311/M5140规定[3]，其化学成分和力学性能分别见表2[7]、表3[8]。

表2 RPV主螺栓40NCDV7-03材料化学成分(%)

实验类型实验温度性能Min.Max.纵向KV冲击实验/J20℃单个值64纵向KV冲击实验/mm20℃侧向膨胀量0.64纵向KV冲击实验/J0℃平均值48布氏硬度实验/HB室温布氏硬度302375热拉伸实验/MPa350℃抗拉强度(Rm)920热拉伸实验/MPa350℃屈服强度(Rp0.2)720拉伸实验/MPa室温抗拉强度(Rm)10001070拉伸实验/MPa室温屈服强度(Rp0.2)900拉伸实验室温断后伸长率(5d)12拉伸实验室温断面收缩率40

3 我国核电主螺栓材料及螺纹加工制造

在核电的安全性和其他性能方面，要求所有的核电部件及零配件都要绝对可靠。虽然我国一重、东方电气、上海电气等均已成功生产压力容器和核电主泵设备，但仍有很多设备的设计和制造技术没有完全掌握，一些核电关键设备及零配件依赖进口。

我国首次使用高强度螺栓是20世纪60年代在南京大桥等部分桥梁铁路上用高强度螺栓代替铆钉，然后逐步在大型锅炉容器结构上推广。

20世纪80年代以来，世界各国开展了紧固件材料用低合金高强度钢的开发和生产。在低合金钢的冶炼过程中，添加一定质量分数(不大于3%)合金元素改善合金性能。例如添加晶粒细化微量元素钼、镍等以提高钢的纯净度，获得高断裂抗力、高强韧性的低合金高强螺栓用钢。例如，我国ADF系列钢材和日本ADS系列螺栓钢等含铬-钼中碳钢等。

国内对核电用主螺栓的研究自秦山核电站一期开工的80年代初期就着手进行，上海核工程研究设计院谢世球等人研究对30万kW反应堆压力容器主螺栓材料的选材和研究[9]，对18CrNiWA钢性能进行了全面研究，包括恒应变低周疲劳试验和高温应力松驰试验，使该钢种达到了核用途主螺栓材料的标准。

20世纪末随着我国对国外轿车生产技术的引进，开始进行12.9级高强度螺栓的研制[10]。潘祖诒等对22Cr2Ni4MoV的化学成分和热处理工艺进行试验，抗拉强度σb可达1 550 MPa，延伸率ψ大于13%[11]。王荣滨等将低碳钢和低碳合金钢加热至奥氏体化温度后水淬快速急冷，获得了更多的板条状马氏体，得到10.9级以上高性能螺栓，能部分替代调质优质结构钢[12]。

中国一重王景波等[13]在20世纪90年代对30万kW核反应堆压力容器主螺栓热处理工艺进行研究，对主螺栓用40CrNiMoE钢在不同介质和温度下淬火的性能进行了对比分析，表明采用油冷工艺由于冷却速度慢达不到材料性能要求，而采用优化参数控制水冷工艺完全满足相关要求。

反应堆压力容器高压紧固件作为核设备的重要部件,RCCM标准要求对其在役前及在役进行超声波检测或者磁粉检测。2013年，樊佳能等人的文章介绍了该检测是个多系统配合的过程,依赖专用超声波检查系统、磁粉探伤检测设备等统一协作完成对内部质量各项指标的检查[14]。文章还介绍了反应堆压力容器高压紧固件磁粉检测部位、检测方法、检测仪器以及灵敏度试片的选用及测试。

核电厂安装和运行阶段,反应堆压力容器(RPV)螺栓的精确预紧是确保设备密封的重要步骤。中国能源建设集团东北电力第一工程有限公司的李学跃[15]介绍了一种适用于RPV螺栓预紧的液压螺母拉伸技术,简述了其工作原理、结构组成、螺栓预紧应用、操作效率、运行维护等,并通过对比现有整体、单体螺栓拉伸技术,指出了其优点和局限性。

为了保证反应堆压力容器主螺栓的质量，中国核动力院研究设计院根据压力容器及主螺栓结构特点,分析研究反应堆开扣盖的重要、关键设备主螺栓拉伸装置设计要求，结合现场操作工艺流程、总结实施经验,对主螺栓拉伸装置进行了结构设计,包括拉伸机、旋转支架以及控制系统等[16]。

安装时对螺纹的紧固力应该有一个最佳值，人工不易掌握。而中核核电运行管理有限公司维修支持处的周围、范伟丰等人[17]，通过对压水堆机组反应堆压力容器螺栓预紧程序和预紧数据处理方法的分析，阐述了智能化处理系统开发的必要性，并利用VB软件设计了螺栓预紧数据智能化处理系统，实现了预紧数据的自动化处理、预紧状态的可视化显示，创造性提出了螺栓的等差分组和区间分组两种分组方式，自动生成下一步预紧程序，提高了工作效率，减少了人因失误，为螺栓预紧工作提供标准。

反应堆压力容器主螺栓螺纹是核岛设备疲劳分析中裕量偏小的典型部位之一。为优化螺纹疲劳数值分析方法,考虑主螺栓及主螺孔结构特点,从螺纹模型简化方式、应力提取及组合方式、瞬态温度和压力载荷叠加方式、疲劳强度减弱系数Kf取值及使用方法等方面,对反应堆压力容器主螺栓螺纹疲劳性能进行对比分析,总结出各因素对疲劳累积使用系数的影响规律,推荐一套较为合理、有效的计算方法[18]。

紧固件螺纹生产通常采用车削加工和滚压加工。螺纹车削加工指工件与车刀按一定的运动规律做相对旋转运动和直线运动，形成螺纹齿形面。我国设计和制造的核电主螺栓螺纹大多采用车削加工，工艺相对简单，但生产效率低，产生切屑，材料利用率低，尺寸精度和表面磁粉表面探伤不合格，加工后的表面质量较低，而且由于螺纹齿尖和齿根处应力集中，疲劳强度低，不能满足螺栓连接件使用量大、品质要求高的需求。

滚压方式适宜大批量生产，具有竞争优势[19]。滚压方式的本质就是利用某些材料常温下的塑性进行加工。螺纹滚压采用的工具为圆柱模(滚丝轮)，上下模转动方向相反，并在转动时对圆柱坯料作用，使其在滚压模具压力的作用下，金属材料重新转移和再分配，滚制出相应要求的螺纹齿形，螺纹滚压示意图见图5。

滚压生产的螺纹不仅无切削，无切屑，表面粗糙度低，存在裂纹划痕等，而且由于滚压后表面的加工硬化提高了疲劳强度，使螺纹工作寿命大大提高。

通过设计具有不同技术参数的滚丝轮，可以滚压出各种各样的杆状螺纹以及空心螺纹，在加工高强度、高精度及形状复杂的螺纹方面应用最为广泛。我国的大亚湾和岭澳核电站的RPV主螺栓材料及加工均由法国FEAMMTOME公司提供。

旱在20世纪70年代，我国就有工厂采用滚压工艺生产螺纹。机械工业出版社出版了崔长华的《螺纹滚压加工》一书总结了螺纹冷滚压加工经验、滚丝轮的调整、滚压坯料直径的计算、典型螺纹件的加工要点等[20]。90年代，中国铁道出版社出版了王秀伦的《螺纹冷滚压加工》[21]。兵器工业出版社出版了计志孝等人的《螺纹加工新工艺》，对特殊结构的多台阶、细长杆和薄壁零件上的螺纹滚压工艺及设计做了较详细的论述[22]。这些理论成果和相关实际经验给螺纹滚压加工工艺在国内推广和应用发挥了相当大的作用。

贵州航天新力铸锻有限责任公司将核电主螺栓制造与螺纹滚压技术研究应用相结合，分析了主螺栓螺纹的特点，研究设计了国产主螺栓螺纹常温下滚压工艺参数，并通过实际生产验证、检验、改进，获得了制造百万kW核电RPV主螺栓螺纹滚压加工应用技术，能优质生产国内最大直径的螺纹。

4 核电主螺栓加工过程中存在的主要问题和应对措施

总的来讲，目前国内对百万kW主螺栓材料的研究和应用较少。有关核电主螺栓加工过程中存在的主要问题大致有：

1) 主螺栓螺纹加工采用传统的车削加工。车削加工的螺纹尺寸精度不高，表面磁粉探伤不合格，存在裂纹、划痕等，产品报废率高，造成主螺栓制造成本居高不下。根据各核电建设公司、电厂及核安全局反馈，目前国内采用切削加工方法生产的主螺栓螺纹，普遍均存在精度差，粗糙度不符合要求的的缺陷，造成在拆卸安装过程中无法正常旋入主螺纹孔[23]。

2010年，国内某核电厂的反应堆压力容器在盖口过程中，由于螺纹的光洁度不够，主螺栓在大扭矩下旋入时相互摩擦产生积屑瘤，使阻力矩严重超过设计值，产生主螺栓和顶盖法兰螺纹卡涩、咬死的不良后果[24]。

此外，由于车削螺纹出现的划痕、毛刺、尺寸不合格，2012年阳江核电站在RPV安装过程中，安装单位对58根主螺栓中的53根主螺栓作出拆卸返工的决定，导致核电厂工期建设延期。红沿河1号机组RPV主螺栓M155×4螺纹与顶盖法兰咬死事件，就是由于螺纹表面精度和粗糙度未满足要求，给电厂带来巨大损失。因此为保证核电机组的顺利实施，每个RPV机组58根主螺栓均采用70根主螺栓棒料加工，确保最终交付电厂安装。

我国在制备普通滚丝机设备方面的技术水平，已接近国外同类产品水平，但在数控滚压机的研制开发制造方面一直落后。目前青岛生建机械厂在数控滚丝机设备研究较多，但整体制造水平与国际水平相比仍存在差距，尚需提高。如美国肯尼福(集团)公司上一世纪末就可以通过触摸屏控制坯料进给，将不合格的产品选出[25]。

2) 螺栓和螺母的硬度应匹配。2014年，某核电厂新建核电机组二回路主蒸汽隔离阀第一次大修期间,对主蒸汽隔离阀进行解体检修,发现多个阀盖螺栓与螺母产生“咬死”现象,拆卸过程中个别螺栓甚至被拧断,对失效的螺栓、螺母进行了理化检验。成分分析表明,螺栓、螺母材料符合标准要求;但螺母硬度值比螺栓高47 HB;金相分析表明螺母组织为回火马氏体+回火索氏体,螺栓组织为回火索氏体。螺栓、螺母硬度值的不合理匹配,是二者发生“咬死”现象及拆卸过程中个别螺栓被拧断的根本原因[26]。

咬死或锁死是不锈钢紧固件经常发生的现象,产生的根本原因就是螺栓与螺孔之间缺乏足够的硬度差。针对反应堆堆内构件螺栓易咬合的问题,提出了螺栓镀铬防咬合的新措施,分析了镀铬在反应堆内的应用的安全性,给出了镀铬螺栓拧紧力矩的计算方法,最后用试验对螺栓镀铬防咬合效果进行了验证[27]。

深圳中广核工程设计有限公司的周万云等人以某核电厂受损的M155×4螺纹为例，考虑沿原螺旋线扩孔修复方案、重新加工新螺纹扩孔修复方案和衬套修复3种方案的文章，分别从螺纹的强度校核、残余伸长量的影响、密封面积校核等方面对修复方案进行分析，综合考虑多种工程因素,最后选用了切实可行的修复方案[23]。

3) 主螺栓与主螺孔的配合间隙要合理。反应堆压力容器主螺栓旋入过程中,主螺栓与主螺孔的配合间隙应合理。其大小不但与主螺栓的旋入转速值和相对主螺孔的对中精度密切相关,而且影响主螺栓卡涩后能否被有效取出，取出后主螺孔表面不能被破坏。为了获得稳定的、理想的螺纹副配合间隙,中国核动力研究设计院成都海光核电技术服务有限公司的胡运峰等人，通过对螺纹副配合间隙与相关因素的定量分析,提出不但应从螺纹副制造端加以控制,还必须在装配阶段进行配对优化，他们在文章中给出了主螺栓旋入时的转速和对中要求的具体数值[28]。

4) 操作失误。在反应堆压力容器螺栓孔及主螺栓加工制造和安装过程中,经常会由于设备故障或人员操作失误等原因造成螺孔和螺栓损伤,产生不符合项。其中,大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室的郑连纲等人总结了螺栓孔及主螺栓主要缺陷类型及接受原则,同时针对严重缺陷给出了相应的力学分析方法[29]。

综上可见，国内对螺纹加工理论的研究主要集中在螺纹的理论分析及主要技术参数的计算研究，对于核电用大规格高强度螺栓的螺纹滚压制造工艺及螺纹质量研究较少。由于核电行业的特殊性，经塑性成形后的螺纹件，螺纹加工后质量的好坏，对其安装、使用、维护更换有极大的影响，对社会的影响非常大，因此必须对核电主螺栓螺纹滚压技术深入研究。

中广核工程有限公司的刘攀等人采用有限元方法对不同模型、不同单元、不同网格数和不同接触方式下螺纹联接中的力学性能进行分析,得到了不同的理论应力集中系数。结果表明,拉压承载方式下应力集中系数最大,可包络扭转载荷和弯曲载荷;接触方式对应力集中系数影响最大,在绑定接触情况下,网格细化对应力集中系数的影响不大,六面体单元随网格数增加,应力集中系数增大,四面体单元反之[30]。

中广核工程有限公司的王松波在2015年撰文介绍了CPR1000堆型核电站核岛反应堆冷却剂泵的主螺栓的现用材料和制造、安装、役前检查[31]，对指导核电行业有重大意义。

聂志萍等人基于反应堆堆压力容器主螺栓的结构及其工况,提出一种均载的、安全系数高的削峰均载螺纹结构。建立大螺栓螺纹连接的数学模型进行有限元分析,并与普通螺纹结构比较,验证了所提结构的可行性。解决现在的压力容器主螺栓连接结构在使用一段时间后的粘扣现象,使得压力容器主螺栓连接具有更高的安全性、可靠性以及更长的寿命[32]。

中国第一重型机械股份公司重装事业部的王亚丽强调核反应堆压力容器主螺栓的质量过程控制，控制内容主要包括主螺栓无损检验、主螺栓机械加工、不完整螺纹修整,主螺栓清洁、包装等[33]。

我们贵州航天新力铸锻公司对主螺栓冶炼、锻造、热处理等过程进行控制，通过检验主螺栓的化学成分、常规力学性能、金相组织指标，并与标准、国外材料结果进行对比评价，得出主螺栓材料及其性能控制规范。

新力铸锻公司分析主螺栓的螺纹特点，结合塑性变形相关力学知识，运用塑性变形的体积不变的原理分析了主螺栓螺纹滚压成形过程，制定出主螺栓螺纹滚压工艺参数。

新力铸锻公司设定滚压参数采用MC-300Fi CNC POWERBOX KINE-ROLLER滚丝机安装预定的工艺参数对力学性能合格的主螺栓棒料进行螺纹滚压试制，对滚压螺纹各要素进行检验、分析，改进工艺。新力铸锻公司对滚压成形和车削成形的螺纹从金相组织、硬度、安装使用以及经济性进行了全面对比分析，得出了合理的结论并在生产上应用，取得了好的成绩。

5 结论

1) 核电作为清洁能源越来越被大家所认可，国内外都在积极地发展核电，因而对主螺栓的需求越来越大。实现百万kW核电主螺栓的国产化，必须突破核电关键原材料和基础件生产制造的技术瓶颈。

核电主螺栓性能的可靠性及稳定性直接关系着反应堆压力容器及电站的安全，如何制备出达到进口材料各项性能指标的核电主螺栓，实现我国核电技术自主化设计制造和发展成为亟待解决的问题。

2) 贵州航天新力铸锻有限责任公司将核电主螺栓制造与螺纹滚压技术研究应用相结合，分析了主螺栓螺纹的特点，研究设计了国产主螺栓螺纹常温下滚压工艺参数，并通过实际生产验证、检验、改进，获得了制造百万kW核电RPV主螺栓螺纹滚压加工应用技术。对于促进这种净形加工新技术在核电、航天等特殊行业的推广应用，具有重要的理论意义和实用价值。

[1] 林诚格.非能动安全先进核电厂AP1000 [M].北京：原子能出版社，2008.

[2] 周高斌，罗英，邱天，等.反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进[J].压力容器,2014,31(3):70-76.

[3] RCC-M，Design and Construction Rules for Mechanical Components of Nuclear Islands [S].2000(Plus 2002 Addendum).

[4] RSE-M，In-Service Inspection Rules for the Mechanical Components of PWR Nuclear Island[S].1997 (Plus 2000 Addendum).

[5] 中国国家核安全局，国家能源局.关于进一步加强核电厂紧固件等大宗材料质量管理的通知[Z].国核安发[2016]195号.2016.

[6] 王西涛，李时磊.核电用钢的研究现状及发展趋势[J].新材料产业，2014(7):2-8.

[7] HYHS-420352—JT13，反应堆压力容器主螺栓、螺母及附件技术要求[S].

[8] DF-RPV/PS-014,反应堆压力容器用螺栓40NCDV7-03技术要求[S].

[9] 谢世球，李家训，张晨，陈雅珍，艾雨惠.反应堆压力容器主螺栓的选材和研究[J].压力容器，1985,6(2):35-39.

[10] 刘雷，李培耀.高强度螺栓材料的研究现状与趋势[J].上海工程技术大学学报，2010(6)：174-175.

[11] 潘祖诒，赖朝彬，石荣才.高强度螺栓钢的研制与应用 [J].钢铁，2001(4):47-50.

[12] 王荣滨，海滨.板条马氏体对高强度螺栓性能改善的应用研究[J].现代机械，1995(1)：18-20.

[13] 王景波，孙丽坤，朱亚刚.300MW核反应堆压力容器主螺栓热处理工艺研究[J].一重技术,1997(1):21-23.

[14] 樊佳能，胡水江，李生初，等.反应堆压力容器高压紧固件磁粉检测技术[J].科技资讯,2013(16).

[15] 李学跃.液压螺母拉伸技术在核电厂反应堆压力容器预紧中的应用[J].装备制造技术,2017(1).

[16] 文小军，隆涛，丁然，等.反应堆压力容器主螺栓拉伸装置设计及有限元分析[J].机械,2017(4).

[17] 周围，范伟丰，陈峰，等.反应堆压力容器螺栓预紧数据智能化处理系统的设计[J].中国核电,2017(1).

[18] 陈涛，刘攀，徐晓.反应堆压力容器主螺栓螺纹疲劳分析方法[J].压力容器,2018(2).

[19] DIALOG,On Disc BooksThread rolling[M].ASM HANDBook machining Materials Park,OH: ASM International, 2001,16:1-20.

[20] 崔长华.螺纹的滚压加工[M」.北京：机械工业出版社，1978.

[21] 王秀伦.螺纹冷滚压加工技术[M」.北京:中国铁道出版社，1990.

[22] 计志孝，张荣珍，陈景涛，刘文田.螺纹加工新工艺[M」.北京:兵器工业出版社，1990.

[23] 周万云，许洪朋，刘东杰，杨景超.反应堆压力容器主螺栓孔修复方案探讨[J].压力容器，2015,32(2)：75-80.

[24] 王仁科，张超，韩丽英.反应堆压力容器主螺栓卡涩分析[J].核安全,2013(S1).

[25] MATSUNAGA R, OZAKI T, TAKEMASU T, et al.Optimum design of outer tools usingspline rolling simulation model-spline rolling of deep drawn cups III[J].塑性加工,1998, 39(446):22-26.

[26] 胡明磊，张维，罗坤杰，等.核电机组二回路主蒸汽隔离阀螺栓“咬死”原因分析[J].中国核电,2015(1).

[27] 陈训刚，夏欣，赵伟，等.反应堆堆内构件螺栓镀铬防咬合可行性研究[J].科技传播,2014(14).

[28] 胡运峰，苟渊，李峰培，等.核电厂反应堆容器主螺栓-螺孔配合间隙分析与控制[J].核动力工程,2016(S1).

[29] 郑连纲，邹鸣中，谢海.反应堆压力容器螺孔及螺栓损伤评价技术[J].核动力工,2015(5).

[30] 刘攀，金挺，毛庆.反应堆压力容器法兰螺纹应力集中系数分析[J].核动力工程,2011(S2).

[31] 王松波，杨建国，齐盼进.反应堆冷却剂泵主螺栓的制造、安装和役前检查[J].通用机械,2015(10).

[32] 聂志萍，王念伟，董万福.反应堆压力容器主螺栓粘扣问题的分析与处理[J].核动力工程,2015(2).

[33] 王亚丽.核反应堆压力容器主螺栓的质量控制[J].中国重型装备,2014(3).