2011年12月30日，中国一重承制的福清2号核反应堆压力容器水压试验成功，实现了年产5台核反应堆压力容器的目标，创造了国内核反应堆压力容器制造的最高纪录，标志着中国一重自主化、专业化、批量化制造核电装备取得重大突破，在核电装备国产化道路上迈出了坚实的步伐。

　　目前，一重已形成年产5台套百万千瓦级核岛一回路主设备、10套核岛一回路设备及5套常规岛设备所需大型铸锻件的能力，国内80%以上的国产核电铸锻件均为中国一重制造。

　　与此同时，中国一重还始终致力于新一代核电大型铸锻件的研发，取得多项技术创新。在冶炼及铸锭方面：开发了真空碳脱氧加铝的冶炼技术，提高了第三代核电机型SG锻件强度及韧性。锻造方面：针对整体顶盖、一体化接管段、锥形筒体等新一代核电特大异型锻件开发出仿形锻造技术，其中，一体化接管段制造技术处于世界领先水平;第三代核电SG一体化水室封头胎模锻制造技术也处于世界领先水平。热处理方面：开发了提高冲击韧性的预备热处理技术。

　　主管道晶粒度控制及空心锻件制造技术取得了重大突破，中国一重研制出空心锻件，经粗加工、热弯成型、内外圆精加工后，第三代核电主管道的制造技术达到了国际领先水平。

　　在核电常规岛汽轮机低压整锻转子和发电机转子锻件研制中，中国一重已掌握600吨钢锭制造技术、第三代核电常规岛整锻低压转子、发电机转子锻件锻造技术，第三代核电常规岛整锻低压转子已完成研制，各项力学性能指标均符合技术要求。第三代核电常规岛整锻发电机转子锻件性能均满足设计技术要求，并顺利通过首件产品鉴定，已发东电用户。

　　2011年，中国一重核电锻件产业化项目已完成了第三代核电整锻水室封头和胎膜锻整体顶盖、整体椭球封头、管板的制造，解决了CPR1000水室封头接管嘴翻边(定位)问题，稳定了第三代核电SG锻件和RPV接管段性能，成功浇注了第三代核电铸造泵壳，完成了第三代核电主管道认证及CAP1400RPV和SG铸锻件锻造工艺评审。

　　记者：中国一重接手了大量核电铸锻件的国产化攻关工作，那么，核电铸锻件国产化难度到底在哪?

　　王宝忠：目前，我国核电发展的方向是更安全更先进的三代核电以及我国具有自主知识产权的CAP1400核电技术，将以百万千瓦级以上机组为主，核电铸锻件也将朝着超大型趋势发展，对其性能和化学成份也提出了非常苛刻的要求。尽管一重已经完全突破了第三代核电大型铸锻件制造技术瓶颈，具备了CPR1000、AP1000核岛全套锻件的制造能力，掌握了超大型钢锭制造技术，但在部分核电产品批量化生产过程中，质量稳定性上还存在着薄弱环节。其中，钢水超纯净性技术需要进一步开发，近净成形技术也尚需进一步探索。这些都一定程度上影响了核电铸锻件国产化进程，影响了我国核电项目建设进度。

　　对此，我们已开发出了超纯净冶炼、多包合浇差异化成分控制、优质耐火材料整体塞杆及100吨椭圆形中间包控流、有效控制超大型钢锭宏观偏析等创新技术，生产中努力攻克制造难关，大力推进我国核电建设。

　　今后几年，一重将重点加强对核蒸汽系统的科研开发，逐步配置完善相关学科的技术力量，努力发展核压力容器、蒸发器、稳压器、堆内构件的设计制造工作，争取早日取得相关资质，全面掌握第三代核电机组及核岛一回路主设备的制造技术，尽快实现CAP1400、EPR、快中子堆、高温气冷堆等堆型的一回路设备成套生产，满足国家加快核电装备国产化的整体要求。力争在2015年，实现年产10套CPR1000和AP1000等核电大型铸锻件及5套核电蒸发器、堆内构件的制造能力。