张俊宝，柳胜华，谷 雨

(上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233)

0 引言

钢制安全壳是先进压水堆AP1000和CAP1400重要的核级设备之一，是防止放射性物质扩散的第三道安全屏障[1]。CAP1400钢制安全壳筒体的厚度为52～55 mm，筒体直径为43 m，由12环焊接而成，每环由12块板焊接组成。根据钢制安全壳的设计标准ASME规范(2007及2008补遗)第Ⅲ卷第1册NE分卷的要求，当焊缝厚度大于44 mm时，应进行焊后热处理[2]。

焊后热处理的主要目的是释放焊接残余应力和改善热影响区的性能。焊接残余应力会影响结构的疲劳性能和抗应力腐蚀性能，对于钢制安全壳来说，不存在这两种运行工况[3]。目前的研究表明[4]，对于调质钢，焊后热处理后会导致断裂韧性降低。焊后热处理对组织的影响，导致近焊缝的热影响区的断裂韧性降低，其对结构的安全性更为重要。虽然焊后热处理降低了焊接残余应力，但由于断裂韧性降低导致抗脆断能力降低的情况，应予以关注。

本文对钢制安全壳厚度为55 mm的SA 738 Gr.B调质钢板的焊态和焊后热处理态的断裂韧性进行对比，确定焊后热处理对热影响区性能的影响程度。

1 试板的焊接

文中采用无拘束状态焊接的试验方案，焊接材料、母材、坡口加工及焊接工艺等均与CAP1400核电站钢制安全壳的技术要求保持一致。其中，母材为厚度55 mm的SA 738 Gr.B钢板，其化学成分、交货态室温拉伸和冲击性能分别如表1，2所示。

表1 SA 738 Gr.B钢的化学成分Tab.1 Chemical composition of SA 738 Gr.B steel %

表2 SA 738 Gr.B钢的力学性能Tab.2 Mechanical properties of SA 738 Gr.B steel

试板为对称的双V形坡口，坡口角度为60°，采用手工电弧焊焊接，焊条牌号为E9018-G，直径为4.0 mm，每侧焊接10层，其化学成分见表3，焊接参数见表4。……