核电反应堆压力容器螺栓预紧力控制与检修规范

摘要：反应堆压力容器（RPV）作为核电站的核心安全屏障，其顶盖与筒体间的螺栓法兰连接密封性能至关重要，而螺栓预紧力的精确控制与维护是实现可靠密封的关键。本文系统阐述了核电RPV螺栓连接的功能要求、预紧力控制原理与方法、在线监测手段、日常维护策略以及大修期间的详细检修规范。

关键词：反应堆压力容器；主螺栓；预紧力控制；液压拉伸；螺栓检修；无损检测

1 螺栓预紧力控制原理与方法

1.1 控制原理

预紧力控制最为核心的目标在于，要把螺栓拉伸到其屈服强度下的特定弹性应变范围当中（一般是控制在屈服强度的60%至80%这个区间）。这一过程大体上能够凭借两种不同的方式来达成：其一是对螺栓的伸长量予以直接的测量以及控制；其二则是间接性地把控所施加的扭矩或者液压压力。精准无误的预紧力控制，对于保障法兰的密封性能以及结构的完整程度而言，有着极为关键的意义，尤其是在核电站反应堆压力容器这类极为重要的关键设备中更是如此。

1.2 控制方法

（1）液压拉伸法。此方法在当下的核电领域属于主流的预紧力控制手段，其借助超高压液压泵来驱动那些精密且能同步运行的液压拉伸器，从而对螺栓施加纯粹的轴向拉力，当螺栓达到所设定的目标伸长量后，便利用液压螺母所预留的间隙，在卸载操作完成后也就实现了预紧。该方法有着多方面的优势，其控制精度能达到±3 - 5%的较高水准，同步性表现出色，所施加的载荷较为均匀，受摩擦的影响也比较小，并且还适用于规格较大的螺栓等。在关键的控制要点方面，涵盖了对拉伸器的标定精度把控以及同步性的有效控制、要对螺栓的有效长度进行精确的测量、在计算伸长量的时候需要把温度以及弹性模量等因素考虑进去、对于加载、卸载的速率要实施严格的控制，以及采用分级交叉加载的策略来保证法兰能够均匀地贴合在一起[1]。

（2）电加热拉伸法。电加热拉伸法是在螺栓的中心孔中插入电阻加热元件。借助热膨胀的作用，让螺栓伸长后，再通过手动的方式去紧固螺母。等到螺栓冷却收缩了，预紧力也就随之形成。这种方法，它所用到的设备较轻便，且操作起来也相对简单。但是，它存在的局限性也很明显：其控制精度不高，大约在±10 -15%这个范围；若是涉及到多个螺栓的情况，同步性较差；整个操作过程耗费的时间也比较长。并且，预紧力特别容易受到加热均匀性以及冷却速率的影响。随着液压拉伸技术不断发展成熟，电加热拉伸法在核电关键连接方面的应用，已经在逐渐地减少。

2 螺栓检修规范

2.1 检修前准备

在着手进行检修工作前，务必要拟定出一份详尽的检修程序。这份程序需清楚地界定出每一个环节具体的操作步骤，还需要明确与之对应的验收标准，同时要细致地做好风险分析工作。所有参与到检修当中，从事操作以及检查任务的人员，都应接受极为严格的培训，且要获得相应的授权，以此来保证他们拥有完成工作所必需的技能与知识，进而能够符合ASME Section XI所规定的要求，或者达到业主所提出的特定的安全以及质量方面的标准。再者，所有进行检修工作的测量工具，包括卡尺、千分尺这类，还有拉伸器、泵站、超声波仪等设备，全部都需要处在有效的校验期限中，这样才能保证它们具备应有的准确性以及可靠性。

3.2 拆卸程序

拆卸螺栓期间，务必要严格依照设计所规定的拆卸顺序来操作，一般会采用对称以及交叉这类方式，其目的在于避免法兰出现变形的情况。要运用经过标定的液压拉伸器或者加热设备，依照相关程序，逐步且均匀地去释放螺栓所承载的载荷。在拆卸的整个过程中，应当细致地对任何异常状况做好记录，如卡涩现象、异常的声响或者载荷方面出现的异常等，从而为后续的分析与处理工作提供便利。

3.3 检查与评估

螺栓检修过程中，检查与评估属于极为关键的一个环节。首先要做目视检查，要很仔细地查看螺栓、螺母、垫圈、法兰螺纹以及密封面等部位，着重查找是否存在机械损伤、腐蚀的迹象、裂纹、磨损、咬死痕迹，另外高温氧化以及涂层剥落这类问题也需要留意[3]。接着要展开尺寸测量工作，要精确地量出螺栓的长度、直径（尤其是关键部位的直径）、螺纹尺寸以及螺母的高度等，然后把测量所得的数据和原始记录以及相关标准来做对比，以此评估螺栓是否出现了蠕变伸长或者磨损的状况。无损检测在检查与评估当中是核心的部分。其中磁粉检测，它主要是用来检测螺栓和螺母表面以及近表面的裂纹，对于铁磁性材料而言更是如此；超声波检测能够检测出螺栓内部的体积型缺陷以及深埋的裂纹；而相控阵超声可以提升检测的精度以及效率；涡流检测能够用来快速扫查表面裂纹，还能测量导电材料的某些特性变化。

3.4 修复与更换

要选用经核级认可的且是指定牌号的抗咬合剂或者润滑剂，然后严格依照相关规范，将其仔细涂抹在螺纹部位以及承压面上。若是遇到存在轻微损伤情况的螺纹，可以凭借专用丝锥又或者螺纹铣刀来实施修复工作。而对于损伤程度较为严重的螺纹，则需要按照规范要求展开评估，在必要的情况下，运用J形坡口焊接的方式予以修复，并且后续要经过极为严格的无损检测环节以及热处理流程。当螺栓、螺母以及垫圈存在诸如超标缺陷、尺寸超差这类情况，又或者是材料性能出现退化，乃至达到了设计寿命的时候，务必要在第一时间对其予以更换。在进行更换操作期间，还应当充分考虑同批次材料之间的匹配程度，只有这样，才能够切实保证整体性能维持在一致的水平。

3.5 安装与预紧力施加

在着手安装新部件前，务必要确认所有的部件均已经过清洁处理，且润滑程度达到合格标准，与此同时，法兰密封面应确保是完好无损的状态。要依据设计方面提出的要求来安装垫片。而在安装螺栓时，严格依照设计所规定的安装以及预紧的顺序操作，这个顺序是呈对称、交叉且分级这样的情况来完成的。

预紧力的施加属于螺栓安装流程中的最后一个环节。在施加预紧力时，液压拉伸法是首选的方式。要执行分级加载操作，比如按照50%、75%、100%这样的目标载荷来分步进行[4]。在每完成一级加载后，需要对法兰间隙的均匀程度以及螺栓载荷的均匀程度予以检查，检查可通过伸长量或者超声波检测的测量手段来实现。要对最终的目标载荷以及螺栓间的离散程度进行精确把控，如要求达到±5%这样的标准。同时，还需要把每根螺栓的加载压力、理论伸长量、实测伸长量或者超声波应力值、操作员以及操作时间等相关信息都一一记录。

3 结语

总的来说，反应堆压力容器主螺栓的精确预紧力控制与规范检修是确保核安全的关键。液压拉伸技术凭借其高精度成为主流方法，而基于ASME/RCC-M标准的全生命周期检修体系（包括拆卸、无损检测、评估、修复和精确安装）则是保障长期可靠性的核心。面对高温高压和辐照老化等挑战，需严格执行检修规程、强化质量管理和经验反馈，才能确保每根螺栓都可靠承担安全重任。随着新材料和智能监测技术的发展，相关规范将持续优化，为核电安全运行提供更强支撑。

参考文献：

[1]苟锐.反应堆压力容器安装及验收技术规程修订建议[J].核标准计量与质量，2022，（02）：15-21.

[2]周建明，侯硕，沈黎，等.在役核电站反应堆压力容器主螺栓卡涩处理和螺孔修复技术研究[J].核科学与工程，2022，42（03）：516-522.

[3]黄宏志，杨堃.海南核电反应堆压力容器螺栓孔清洗工序优化[J].电工技术，2022，（03）：128-129+148.

[4]何志伟.核反应堆压力容器分段式整体螺栓拉伸机设计与研究[D].哈尔滨工业大学，2021.