为成功实现非能动压水堆钢制安全壳制造国产化，保障4台AP1000自主依托化项目的建设进度和“国和一号”示范项目的开工建设，国核设备从2007年开始，在国家科技重大专项的支持下，联合上海核工院、国核运行等单位通过产学研合作研究，完成了从封头瓣片成形、模块段组装、运输、吊装、焊后热处理、整体结构完整性和密封性试验等关键制造技术的研究，形成了一套完整的非能动压水堆核电站超大型薄壁钢制安全壳的制造技术。

主要创新：

1、开发了大尺寸高强度调质钢板中温模压成形技术，解决了多曲率瓣片高精度快速成形和保证力学性能难题。建立的模具形面设计方法实现了模具形面的精确获取，使模具修模次数降低50%；研发的多曲率高强度调质钢板中温模压成形技术，解决了常温点压、常温模压或高温模压效率低或影响材料力学性能的关键问题，实现平均3h完成1张椭球形封头瓣片的成形；提出的模压成形反弹曲面定位方法解决了压制过程中工件移动定位造成的曲面偏离问题。国际上首次成功将中温模压成形技术应用于超大型容器瓣片的成形。

2、开发了超大型薄壁容器模块化组装技术，解决了容器组装进度和整体形状精度控制问题。研发的钢制安全壳大模块段组装技术，缩短了产品建造工期；发明的大型模块段经向偏差修正和纬向偏差补偿组装方法、多台运输车同步运输方法和多点吊索具松紧可调吊装方法，实现了容器整体形状偏差精度提高1倍；研制的模块段安装调整装置，实现了模块段的快速精准安装。

3、开发了大型薄壁组件局部焊后热处理技术，解决了电加热局部热处理时温度不均匀、残余变形过大的问题。开发的分区独立控制的电加热局部焊后热处理温度调控技术，实现了焊缝长度方向及边缘两侧50mm范围内温度差≤20℃，解决了局部焊后热处理温差大及温度分布不对称问题；提出的分段对称条状电加热方式和垂直焊缝加肋的弯曲变形转移方法，实现了变形量降低50%，解决了大型薄壁组件局部热处理变形问题。

4、研制了超大型压力容器气压试验系统及试验技术，解决了超大型压力容器气压试验参数快速采集和试验安全问题。开发的超大型压力容器压力试验的数据自动采集和实时分析测量系统，实现了核电厂安全壳大型容器的压力试验时应变、位移、压力、温湿度等试验数据独立采集，将试验平台数据测量停留累计时间由24h缩短到3h，缩短试验周期。传感器支架和安装方式，创造性解决了超大型压力容器压力试验期间的位移快速、精确测量问题。

成果授权国内专利23项（其中发明18项），国际发明专利3项；制定行业标准4项，软件著作权1项；先后获得中国核能行业协会科技进步一等奖、国家电投科技进步特等奖、山东省科技进步一等奖、山东省专利特别奖和国家专利金奖。成果技术已经应用到15套产品的制造，成功完成了世界首批AP1000非能动压水堆钢制安全壳的制造，为我国AP1000非能动压水堆自主化依托项目、大型先进压水堆重大专项“国和一号”示范项目和“玲龙一号”示范项目等国家重大工程的建设提供了重要技术支撑；实现了核电站非能动冷却功能从“设计理念”转化为“工程实践”，为后续非能动核电站的建设提供了切实保障；带动了相关钢板、焊材和涂料的国产化，实现了产业链升级，助力我国由核电大国向核电强国转变，为具有自主知识产权的“国和一号”非能动压水堆技术走出去提供了基础。