核岛主设备大锻件研制获得突破
图为上重研制的高温气冷堆下封头锻件
7月15日，*在上海主持召开由上海重型机器厂有限公司（以下简称“上重公司”）和上海交通大学研制的“AP1000核岛主设备大锻件”和“高温气冷堆核岛主设备大锻件”科技成果鉴定会议。6位*院士和5位资深专家组成的科技成果鉴定委员会通过听取项目工作汇报、审查各项鉴定材料、实地考察了165MN自由锻造油压机车间、热处理车间的设备和金工车间的实物锻件，zui终通过上述两个项目国家科技成果鉴定。
鉴定认为，AP1000核岛主设备大型锻件综合性能指标和制造技术研究成果达到*水平，高温气冷堆核岛主设备压力容器和堆内构件大型锻件均是世界首套，其综合性能指标和制造技术研究成果也达到*水平。鉴定意见建议，应进一步加强应用基础研究，稳定工艺，提高产品合格率，为我国核电安全发展做出更大贡献。
业内分析认为，AP1000核岛主设备大锻件研制突破，标志着上海在国内形成三代核电核心装备成套生产能力；而高温气冷核电堆核电锻件的世界*突破，将为我国自主设计的四代核电技术提供配套装备。
企校联合技术攻关
上重公司提供的资料显示，截至2011年底，AP1000核电整套压力容器锻件完成研制；除水室封头未交货外，蒸汽发生器锻件研制完成；整套稳压器锻件完成研制以及实现堆内构件用奥氏体不锈钢大锻件的国产化。此外，首套高温气冷堆整套压力容器锻件以及整套堆内构件锻件均完成研制。
据了解，在整个研制过程中，上重公司与上海交通大学等科研院所深入开展“产—学—研”合作，与上海交通大学合作建设了“大型铸锻件工程技术中心”并成立了“潘建生院士工作站”，有效促进了AP1000核电和高温气冷堆核电核岛主设备用大锻件的研制进程，提升了特大型锻件的整体制造水平。
而且，为支持核电大锻件的研制工作，上重公司与上海交通大学通过产学研合作，对炼钢、锻造、热处理等关键技术进行了深入的研究。
相关资料显示，通过合作，我国研究和掌握了大钢锭多包合浇工艺技术，实现了500吨级钢锭的多包浇注；开发了大截面不锈钢钢锭熔铸技术；开展了大钢锭锻造过程空洞型缺陷压实的数学建模与计算机模拟；采用计算机模拟技术优化异型复杂锻件的锻造工艺和工装；对锻件的热处理水冷温度场进行计算机模拟，为优化工艺提供科学依据。
此外，鉴定委员会明确指出，上重公司研发了AP1000核岛主设备大锻件的6项关键制造技术，包括超大型双真空钢锭冶炼浇注和大型奥氏体不锈钢电渣熔铸技术、压力容器一体化顶盖锻件碾压成形和阶梯筒体（接管段）的扩孔成形技术、蒸汽发生器椭圆形封头环锻件仿形锻造和管板锻件中心压实锻造技术、堆内构件大型奥氏体不锈钢锻件晶粒度控制和裂纹防控锻造技术、异形复杂锻件和特厚锻件的热处理技术以及大型组合式热处理淬火装置设计技术。
而在高温气冷堆核岛主设备研制方面，研发了主设备大型锻件4项关键制造技术；压力容器大直径筒体锻造成形技术；压力容器特大直径7300mm封头展板锻造及其拉深成形技术；压力容器大直径厚壁筒体的热处理技术。
基础扎实成果显著
上重公司在此次鉴定汇报中指出，经过3年的技术攻关，其在大钢锭的制造，异型锻件的成型和压实，特厚、异型锻件的性能热处理技术方面获得重要突破，成功研制出符合采购技术规范的AP1000核电和高温气冷堆核电大锻件，锻件质量水平达到甚至超过国外同期进口锻件。
而上述成果的取得正是基于上重公司多年在核电锻件领域打下的硬件基础和技术基础。
据记者了解，上重公司是我国*研制核电站大锻件的重机企业，上世纪80年代即开始研制了300MW压水堆、10MW高温气冷堆等核电大锻件。从2007年开始从事二代及二代改进型核电大锻件的研制工作，完成了压力容器、蒸汽发生器、堆内构件等整套大锻件的研制任务，其中堆内构件大锻件*。至今容器类SA508 Gr.3大锻件累计交货100余件，堆内构件不锈钢大锻件累计交货26整套。
依托二代及二代改进型核电大锻件研制过程中所取得的经验，上重公司经过近三年的努力，于2011年基本完成了AP1000核电和高温气冷堆核电核岛主设备用大锻件的研制，有代表性的如一体化顶盖、接管段、下筒体1、大型封头、管板、下堆芯支撑板等均取得较好的性能结果，掌握了核岛主设备用大锻件的关键、核心技术，形成了一批技术和论文，相关技术水平已达到或超过*水平。
据悉，在研制过程中，上重公司申请发明30项，其中2项已获*，实用新型6项，均已获*。撰写标准17份，其中国家能源行业标准12份（7份为主编），企业标准5份，同时发表科技论文14篇。
本文转载自：中国锻造
