一、项目来源 随着我国能源需求的持续增长，核电在我国已经进入了批量化发展与技术更新换代并举的新阶段。面对国内巨大的核电市场需求，我国的核电技术已不能适应大规模发展核电的要求，因此在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上进行自主创新的关键设计、关键材料及制造技术研究，是十分必要的，是实现CAP1400核电站建设的关键，也是加快掌握先进核电技术的有效途径和方法。CAP1400核电站的设计和制造主要依据美国ASME规范相关分卷的要求，部件的制造过程中各个工艺流程一旦控制不严格，则容易出现性能波动甚至造成产品不合格报废，对制造厂和采购方的制造成本和制造工期都会造成重大影响。为此，需结合我国核电装备设计能力、大型锻件制造能力和核电装备制造能力的现状，对CAP1400 反应堆压力容器制造进行深入的研究，实现技术升级。 二、创新点： （1）开发出带有堆测接管的CAP1400核反应堆压力容器整体顶盖锻件胎模锻成形技术 针对CAP1400设计严格近乎苛刻的技术要求，以及制造中位于整体顶盖球顶上方的8个高度为400mm的Quick-loc管是采取堆焊后机加工形成的，在堆焊过程要对整体顶盖锻件反复进行预热和焊后热处理，不仅大幅延长制造周期，而且反复加热对顶盖锻件的机械性能带来潜在风险的难点，开发了带有Quick-loc的一体化整体顶盖锻件，将Quick-loc管、厚壁法兰和大型封头合成一体，实现整体顶盖与quickloc管一体化异型复杂锻件胎模锻。 （2）开发出带有厚法兰的CAP1400核反应堆压力容器一体化接管段锻件的两相区淬火高强韧性新型热处理技术 CAP1400 压力容器一体化接管段，壁厚更大，制造难度随之加大。通过开发提高锻件强韧性匹配的新型热处理工艺，实现CAP1400RPV接管段577mm全壁厚均获得高的强韧性匹配。 发明了过渡段和下封头合为一体的大型整体底封头锻件旋转仿形制造技术。目前，AP1000百万千瓦核反应堆的底封头部件是由过渡段和下封头两个锻件组焊而成的。由于过渡段和下封头的分体锻件结构尺寸大，焊接工作量很大，在焊接过程中需要对过渡段和下封头反复预热和焊后热处理，从而大幅延长了生产周期，提高了制造成本，同时反复加热对锻件的机械性能也带来潜在风险。 （3）开发出核电用300吨级以上超纯净、低偏析实心大型钢锭制造技术 掌握了大型钢锭钢水超纯净冶炼及控制技术、优质耐火材料开发及应用技术、特大钢锭多包合浇差异成分控制技术、100吨椭圆型中间包及控流技术，通过重新设计钢锭浇注系统提高了钢水纯净度，降低了大钢锭宏观偏析，成功制造出钢水纯净度高，宏观偏析小的超大型钢锭。 （4）开发出CAP1400核反应堆蒸汽发生器管板锻件的两端同时向心压实胎膜锻工艺及淬火冷却浮筒排气技术 1）大型饼类锻件胎模锻专有技术 通过预制凸台锻坯，在最终成形火次，将坯料预制在模内，采用两端面同时向心部压实的工艺技术，使成形上下端面及心部同时大变形压实，大幅度减少局部镦粗成形；模内三向高压应力大变形无微裂成形，高温终锻消除混晶；锻件经过心部大压下量变形后，心部金属仍处于高温，这对于再结晶和高温扩散是十分有利的。 2）超大复杂结构锻件热处理技术 通过优化热处理方式，成功开发出特大饼形锻件淬火冷却浮筒排气技术，成功解决了工件淬火排气不畅引起的冷却效果不佳问题；通过合理设计热处理辅具，采用全覆盖旋转喷淋热处理技术成功解决了特大复杂结构锻件的热处理过程中温度场-组织场-应力应变场-性能场的耦合时空分布不均匀等问题。 （5）开发出CAP1400核反应堆主泵壳法兰锻件成分优化、仿形锻造和高韧性热处理集成制造技术 1）SA-508M Gr.1材料成分优化 针对主法兰和机壳锻件高强度和高韧性的特点，对SA-508M Gr.1材料的成分进行了优化。①控制P、S含量；②在成分要求范围内，调整了C、Cr、Si、Mn、Ni、Mo的成分配比；③加入微合金元素V，最终确定最佳内控成分。 2）壳法兰锻件仿形锻造工艺优化 通过仿形锻造成形技术，不但有利于锻件各部位获得更佳的锻件效果、为锻件性能提高提供必要保障，而且提高了材料利用率。 3）优化热处理工艺结果 由于SA-508M Gr.1材料合金元素含量少、淬透性低，常规淬火后韧性无法满足，为了有效提高材料韧性，采用了高强韧性热处理技术，使SA-508M Gr.1材料锻件强度仅降低约30MPa，而韧性（低温冲击）提高则超过50%以上。

中国第一重型机械股份公司

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