日前，在中国机械工业联合会组织召开的“cap1400核电反应堆压力容器大型关键锻件”鉴定会上，与会专家一致鉴定认为：中国一重研制的cap1400反应堆压力容器整体顶盖、一体化接管段及一体化底封头等三种1:1的试验件，经典型部位全截面解剖检验，性能指标满足核岛主设备技术规格书要求，整体锻造和热处理技术达到了国际领先水平，为我国cap1400等三代核电压力容器等核岛主设备的制造奠定了坚实基础，具有显著的经济效益和社会效益。 cap1400是我国第一个完全自主设计制造的三代核电压水堆堆型，对于我国核电技术升级换代和保障我国能源安全供应具有重大意义，其中百万千瓦核反应堆压力容器大型锻件的自主研制，是cap1400核电站建设的关键，也是国家大型先进压水堆核电站重大专项课题第二阶段研究的重点内容。与第一阶段ap1000堆型的消化吸收不同，其研究目标是掌握我国拥有完全自主知识产权的cap1400大型先进压水堆核电机组制造技术。 2013年，在国家大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项课题的支持下，中国一重与高等院校和科研院所强强联合，组成以企业为主体，优势互补的科研攻关团队，开展了示范工程cap1400核电核岛主设备超大型锻件的研制工作。 此项目包括一体化整体顶盖、一体化接管段和一体化底封头三种锻件，它们不仅规格超大，形状复杂，成形难度极高，且超大型锻件的内在品质要求更为严格，必须符合高强度、高韧性、高纯净性、高均匀性等“四高”标准，综合制造难度很大，是对企业热加工制造实力的严格检验。 为减少设备焊缝和在役检查工作量，提高核电站安全性和可靠性，一重公司科研人员发明了带quick-loc管的一体化整体顶盖锻件旋转仿形制造技术，采用反向预成形技术和局部与整体胎模组合工艺，制造厚壁法兰、quick-loc管与球形封头三件合一的整体锻件。同时，发明了高强韧性一体化接管段的新型热处理技术，创造性地使用了临界区双相组织超细化强韧化热处理工艺；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，这是国内首次用独创的锻造方法制造出了以往只能用铸造方法才能实现的特大“钟形”部件，实现了超大型锻件全纤维半模锻成形。其中，该公司独创的“核反应堆压力容器大型顶盖封头的整体仿形锻造方法”及“核反应堆压力容器一体化底封头的近净成形锻造方法”两项技术已获授权发明专利。 cap1400反应堆压力容器主设备超大锻件的研制，全面实现了cap1400核电核岛主设备超大型锻件的国产化，扭转了核电超大型锻件依赖进口的被动局面，对降低核电站工程投资，保证国家核电安全、国民经济安全具有重大意义，社会效益明显。