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核电站钢制安全壳焊接质量控制发布时间：2022-01-18T07:38:36.524Z 来源：《新型城镇化》2021年24期作者：于海华[导读] 钢制安全壳是由底封头、圆柱形筒体和顶封头构成的钢制压力容器，还包括环形加强圈、环吊轨道梁、设备闸门、人员闸门、贯穿件等附件。
上海核工程研究设计院有限公司上海 200233摘要：钢制安全壳是三代核电中极其重要的核级模块，与典型的压水堆核电厂相比他包括了许多非能动的安全特性是非能动功能实现的重要途径，由于钢安全壳的整体焊接工作量大，为避免其直接在现场施工导致的核岛整体施工工期的延长，将钢安全壳切割划分为顶封头、底封头、中间柱形筒体3个环段进行分开焊接，本文重点通过探讨三代核电站钢制安全壳焊接质量控制措施，对今后的钢制安全壳焊接施工提出建议达到最终焊接质量控制目的。
关键词：钢制安全壳；焊接；质量控制引言钢制安全壳是由底封头、圆柱形筒体和顶封头构成的钢制压力容器，还包括环形加强圈、环吊轨道梁、设备闸门、人员闸门、贯穿件等附件。
焊接是钢制安全壳制造的重要加工工艺方法，焊接质量的好坏将直接影响到钢制安全壳的质量，本文重点探讨核电站钢制安全壳焊接质量控制措施。
1 焊接材料三代核电钢制安全壳材质为SA 738Gr．B，壁厚41.3~47.5 mm。
根据ASME IX材料分组(QW-420) SA 738Gr.B属于P-NO.1组号3(其化学成分见表1)，最小抗拉强度为85 ksi(约585MPa)(见表2)，焊接这种低合金钢时，淬硬、冷裂倾向较大，必须进行焊前预热，以防止裂纹出现。
焊接时必须实时监控，以保证焊接质量。
整个焊接采用焊条电弧焊，焊条为低合金钢焊条E9018-G-H42 焊接质量控制措施2.1 焊前准备严禁在产品坡口区域外引弧及试焊电流；严禁电焊线破损或存在裸露导线，否则应采取有效保护措施；不得随意在产品上放置电焊把钳，除非有防护措施，避免意外电弧击伤产品。
CAP1400钢制安全壳贯穿件套筒与插入板组件直接目视检验摘要：CAP1400钢制安全壳是非能动冷却系统的一个重要组成部分,其贯穿件套筒与插入板组件的焊接为安全壳焊接过程中的难点之一。
通过对产品焊接前、中、后全过程进行直接目视检验，发现其存在的焊接质量问题并对其分析，找出解决问题的可行性措施，从而提高组件焊接质量。
关键词：贯穿件套筒与插入板组件；直接目视检验；焊接质量引言：CAP1400钢制安全壳（containment vessel，CV）由5个主要模块组成，底封头、筒体第一环、第二环、第三环和顶封头组成, 安全壳内部包含内、外环形加强圈，环吊梁，设备闸门，人员闸门，贯穿件和其他附件。
其中贯穿件套筒及插入板组件作为安全壳附件，作用是贯通安全壳筒体，便于安全壳内外通电缆、管道等。
CAP1400钢制安全壳贯穿件套筒和插入板组件的制造采用工厂化预制、现场拼装的模式，目视检验方法采用直接目视检验，贯穿到焊接作业的全过程，包括焊接前准备阶段的目视检验、焊接过程中的目视检验、焊接后表面质量缺陷检验三大方面。
1.检验要求检验技术执行ASME规范第Ⅲ卷NE5000和第Ⅴ卷的规定，验收标准执行SNG-NDE-V7-507/0《焊缝目视检测技术条件》；人员资质符合HAF602的要求；检验用设备均在标定合格有效期内；检验时能分辨出反射率为18%的中性灰度卡上0.8mm宽的黑线，应在大于1000lux的照度下进行观察，如果自然环境达不到要求必须借助一些照明设备达到要求，被检物与眼睛的距离小于600mm，视线与检测面的夹角大于30°。
2．焊接各环节直接目视检验要点及存在问题与解决措施2.1焊接前目视检验要点及存在问题与解决措施2.1.1焊接前先决条件检查组件焊接前，对先决条件进行确认，包括“人、机、料、法、环”等因素：所有从事对质量有影响的工作人员必须完成相应的培训并且考核合格的，NDE人员必须按照HAF602的要求取得相应的资质证书，从事此次焊接的焊工必须按照HAF603的要求完成相应的资格评定，并取得相应的资格证书。
![一种核电站钢制安全壳贯穿件焊缝热处理装置[实用新型专利]](https://img.taocdn.com/s1/m/3ac8bdfca0c7aa00b52acfc789eb172ded6399ba.png)
(19)中华人民共和国国家知识产权局(12)实用新型专利(10)授权公告号 (45)授权公告日 (21)申请号 201920371177.0(22)申请日 2019.03.22(73)专利权人 苏州热工研究院有限公司地址 215004 江苏省苏州市西环路1788号专利权人 中国广核集团有限公司 中国广核电力股份有限公司(72)发明人 任立斌 王淦刚 鲁立 孙志强 (74)专利代理机构 苏州创元专利商标事务所有限公司 32103代理人 孙仿卫 王桦(51)Int.Cl.C21D 9/50(2006.01)(54)实用新型名称一种核电站钢制安全壳贯穿件焊缝热处理装置(57)摘要本实用新型涉及一种核电站钢制安全壳贯穿件焊缝热处理装置，包括多个加热模块，所述的加热模块的内周面上开设有槽体，所述的槽体内设置有加热组件，所述的加热组件包括加热部件、覆盖在所述的加热部件上的盖板，多个所述的加热模块的端部能够依次连接，连接后多个所述的加热模块的内周面形成环形的内周面。
本实用新型通过模块化，可适用于不同尺寸的安全壳贯穿件焊缝，拆装方便，不需要焊接临时附件，固定牢固，没有掉落风险，内部发热温度更均匀，热处理效率更高，过程中没有有害粉尘产生，对操作人员更健康，操作简易、强度低，操作更友好。
权利要求书1页 说明书3页 附图2页CN 210127261 U 2020.03.06C N 210127261U1.一种核电站钢制安全壳贯穿件焊缝热处理装置，其特征在于：包括多个加热模块，所述的加热模块的内周面上开设有槽体，所述的槽体内设置有加热组件，所述的加热组件包括加热部件、覆盖在所述的加热部件上的盖板，多个所述的加热模块的端部能够依次连接，连接后多个所述的加热模块的内周面形成环形的内周面。
2.根据权利要求1所述的一种核电站钢制安全壳贯穿件焊缝热处理装置，其特征在于：所述的加热模块的外周面上包覆有外包层。
3.根据权利要求2所述的一种核电站钢制安全壳贯穿件焊缝热处理装置，其特征在于：所述的外包层为耐高温无纺布层。
CAP1400核电站接管和安全端焊接接头性能谷雨;刘卫华;张俊宝;余燕【摘要】研究CAP1400核电站接管和安全端焊接工艺性和接头力学性能.结果表明,焊接接头无损探伤和力学性能试验结果均满足设计要求.室温及350℃条件下,SA-508 Gr.3 C1.2母材与690焊缝金属屈强比基本保持不变,但SA-182F316LN屈强比下降较明显;焊接热循环导致焊接热影响区冲击韧性降低,在不同冲击试验温度下,SA-508 Gr.3 C1.2吸收能量基本维持在230 J以上,但-21 ℃时母材热影响区吸收能量降低至150 J左右.【期刊名称】《电焊机》【年(卷),期】2016(046)012【总页数】4页(P80-83)【关键词】CAP1400;接管和安全端;力学性能【作者】谷雨;刘卫华;张俊宝;余燕【作者单位】上海核工程研究设计院,上海200233;中核集团第五建设工程公司,上海201500;上海核工程研究设计院,上海200233;上海核工程研究设计院,上海200233【正文语种】中文【中图分类】TG407反应堆冷却剂系统又称一回路系统，实现将反应堆堆芯中核裂变产生的热量传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料棒烧毁。
一回路系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，其中的设备长期在高温、高压及具有腐蚀性的高速流体冲刷下服役，不但要保证结构的完整性，还要保证性能的可靠性，这就要求所选用的材料不仅应具有高塑性、高韧性的特点，还要具备较高的耐腐蚀、断裂韧性及抗疲劳性能[1]。
CAP1400压水堆核电站的一回路系统由两条对称并联在反应堆压力容器接管上的密闭环路组成，接管材料采用Mn-Ni-Mo低合金钢，管道采用316LN奥氏体不锈钢，管嘴与管道之间的焊接属于异种钢焊接。
考虑到现场焊接时低合金钢焊后热处理操作实施困难，设计制造时首先在管嘴端部堆焊690镍基合金隔离层，然后与不锈钢安全端进行对接，将接管与主管道的异种金属焊接转变为不锈钢的对接焊[2-3]。
ASME MC级部件焊后热处理董永志;晏桂珍【摘要】The paper discusses on the PWHT temperature range and purpose of SPWHT of MC Components in ASME boiler and pressure vessel code section Ⅲ division I subsection NE,establishes the process parameters and heat methods of PWHT in the view of the expected purpose of PWHT,material properties,structural characteristics and engineering construction etc.and brings forward the theory that the heat method of local PWHT can refer to ASME Section Ⅷ division Ⅰ.%探讨ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第Ⅰ册NE分卷MC级部件焊后热处理温度范围,模拟焊后热处理的目的意义.结合焊后热处理的预期目的、材料特性、结构特点、工程建造等综合考虑制定焊后热处理的工艺参数及加热方式,并提出局部焊后热处理加热方式可借鉴ASME第Ⅷ卷第Ⅰ册.【期刊名称】《电焊机》【年(卷),期】2017(047)003【总页数】4页(P59-62)【关键词】ASME;钢制安全壳;焊后热处理;模拟焊后热处理【作者】董永志;晏桂珍【作者单位】山东核电设备制造有限公司,山东海阳265118;烟台市核电设备工程技术研究中心,山东海阳265118;山东核电设备制造有限公司,山东海阳265118;烟台市核电设备工程技术研究中心,山东海阳265118【正文语种】中文【中图分类】TG441.8AP/CAP系列核电站钢制安全壳的设计、建造采用ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第Ⅰ册NE分卷[1]（简称ASMEⅢNE），规范系统地制定了钢制安全壳材料、设计、制作、检测、检验等规则。
Table of Contents目录1 Purpose目的 (4)2Scope范围 (4)3References参考文件 (4)4Responsibilities职责 (4)5Pre-requisite先决条件 (5)6Steps of Operation操作步骤 (5)7. Detailed Description详细描述 (6)7.1 Detailed Description详细描述 (6)7.2 Heat Treatment热处理 (9)8Appendix 附录 (16)1 Purpose目的The procedure is defined as the criteria in preheating, heat treatment and heating straightening of Shandong Nuclear Power Equipment Manufacturing Co., Ltd for ensuring the smooth implementation of the work.为山东核电设备制造有限公司进行焊前预热、热处理以及热矫直提供工作依据，保证工作的顺利进行，特制定本程序。
2Scope范围The procedure is applicable for the prewelding preheating and stress-relief heat treatment of all welding joints and heating straightening of the non-centered pipes of Shandong Nuclear Power Equipment Manufacturing Co., Ltd.本程序适用于山东核电设备制造有限公司中的所有的焊接接头的焊前预热、消应力热处理以及不对中管的热矫直。
3References参考文件ASME Standards B3.1 Power Pipeline Edition 2001, including 2002 AddendaASME标准B3.1 动力管道2001版，2002增补ASME Standards V olume IX Criteria for Welding and Braze Welding Edition 2001, including 2002 AddendaASME标准第IX卷焊接和钎焊评定标准2001版，2002增补ASME Standards V olume III Construction Rules of Nuclear Power Equipments Edition 2001, including 2002 AddendaASME标准第III卷核动力设备建造规则2001版，2002增补Welding control procedure焊接控制程序HY-MP-COP-001Welding Procedure for CV Bottom SchemeCV底封头焊接方案HY-WP-W-00054Responsibilities职责4.1Technical Department技术部4.1.1 The heat treatment engineer of Technical Department should be liable for the technical guidance for preheating, post heating treatment & heating straightening of welding products.技术部热处理工程师负责焊接产品焊前预热、焊后热处理和热矫直工作的技术指导4.1.2 Be liable for carrying out the operations of preheating, heat treatment and heating straightening according to the data sheet of heat treatment;负责按照热处理数据单的要求执行预热、热处理和热矫直操作；4.1.3 Be liable for collecting temperature curve of heat treatment and filling in the record list of heat treatment;负责收集热处理温度记录曲线并填写热处理记录表；4.1.4 Submit relevant records to Quality Management Dept.;将相关记录送质量管理部；4.2 Quality Management Department质量管理部4.2.1 Perform inspection & supervision responsibility for the heat treatment and qualification of heat treatment personnel;对热处理工作和热处理人员资格履行检查、监督职责；4.2.2 Inspect and confirm if the heat treatment is in conformity with process regulations, and sign on the heat treatment records for confirming;检查热处理工作是否按工艺规程执行，并对热处理记录签字确认；Collect the records on preheating, heat treatment and heating straightening.收集预热记录、热处理记录及热矫直工作记录。
核电站埋弧横焊工艺董永志1,2,3,于杰1,2,3,樊祥博1,2,3（1.山东核电设备制造有限公司，山东海阳265118；2.烟台市核电设备工程技术研究中心，山东烟台265118；3.山东省核电设备工程技术研究中心，山东海阳265118）摘要：目前CAP1400核电站钢安全壳环缝（材料SA738Gr.B ）焊接以焊条电弧焊为主，效率低、成本高。
在热处理和非热处理条件下进行埋弧横焊工艺试验，并对焊材适用性、试件制备要求、无损检测、机加工取样及破坏性试验结果进行分析。
结果表明，采用的焊材满足SA738Gr.B 钢板焊接技术要求，埋弧焊工艺稳定可靠，核电站钢安全壳筒体环缝可采用埋弧横焊工艺进行焊接。
关键词：CAP1400核电站；钢安全壳；环缝；埋弧横焊工艺中图分类号：TG455文献标志码：A 文章编号：1001-2303（2019）04-0317-05DOI ：10.7512/j.issn.1001-2303.2019.04.59Submerged arc horizontal position welding technology for SA738Gr.B steel inCAP1400nuclear power plantDONG Yongzhi 1，2，3，YU Jie 1，2，3，FAN Xiangbo 1，2，3（1.Shandong Nuclear Power Equipment Manufacturing Co.，Ltd.，Haiyang 265118，China ；2.Yantai Nuclear Equi-pment Engineering Technology and Research Center ，Yantai 265118，China ；3.Shandong Nuclear Equipment Eng-ineering Technology and Research Center ，Haiyang 265118，China ）Abstract ：At present ，manual arc welding is the main welding method for the circumferential seam of steel containment vessel (material is SA738Gr.B)in CAP1400nuclear power plant ，which is not only inefficiency ，but also high cost.The submerged arc horizontalposition welding technology test is carried out under the condition of heat treatment and non -heat treatment respectively ，and theresults of welding material applicability ，specimen preparation requirement ，nondestructive testing ，machining sampling and destructivetest are analyzed.The results show that the welding material and reliable submerged arc welding technology adopted can meet the welding technology requirements of SA738Gr.B steel plate.So the submerged arc horizontal position welding technology can be used for the welding of the circumferential seam of nuclear power plant steel containment vessel.Key words ：CAP1400nuclear power plant ；steel containment vessel ；circumferential seam ；submerged arc horizontal position welding process本文参考文献引用格式：董永志，于杰，樊祥博.CAP1400核电站SA738Gr.B 埋弧横焊工艺[J].电焊机，2019，49（04）：317-321.收稿日期:2019-01-10基金项目:国家科技重大专项CAP1400钢制安全壳关键制造技术研究（2017ZX06002007）作者简介:董永志（1981—），男，硕士，主要从事AP/CAP 系列核电站设备焊接工艺及焊后热处理工艺的研究工作。
CAP1400核电站钢制安全壳焊后热处理CAP1400核电站钢制安全壳焊后热处理董永志1，2，胡广泽1，2，晏桂珍1，2，修延飞1，2 （1.山东核电设备制造有限公司，山东海阳265118；2.烟台市核电设备工程技术研究中心，山东海阳265118）摘要：基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷对焊后热处理的规定，结合CAP1400钢制安全壳结构形式、材质要求，确定需进行焊后热处理的焊缝范围。
结合工程建造特点，对贯穿件套筒与补强板焊缝进行炉内整体热处理，筒体纵焊缝、环焊缝、补强板与筒体焊缝进行局部焊后热处理。
为控制焊后热处理的变形，筒体纵焊缝采用单条或多条对称加热、筒体环焊缝及设备闸门补强板焊缝采用分段加热方式，通过试验确定局部焊后热处理的加热带宽度、隔热带宽度和厚度，保证均温带温度达到595℃～620℃的设计要求。
关键词：CAP1400；钢制安全壳；焊后热处理；局部加热0 前言钢制安全壳容器（Containment Vessel，CV）是CAP1400非能动压水堆核电站实现非能动功能的关键设备之一，其设计、建造采用ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷[1]（简称ASMEⅢNE）。
焊后热处理（post weld heat treatment，PWHT）是钢制安全壳容器建造过程中的关键工艺，本研究结合钢制安全壳的结构形式、建造特点和工程实际情况为制定PWHT工艺提供指导，同时对大型储罐和设备的PWHT有一定的借鉴意义。
1 钢制安全壳的结构形式与材质要求1.1 钢制安全壳的结构形式CAP1400钢制安全壳筒体内直径43 m，整体高度73.6 m。
建造过程中共分为5个拼装段，依次为下封头、筒体一环、筒体二环、筒体三环、上封头，如图1所示。
封头由82块厚度43 mm的瓣片拼焊而成，筒体由144张弧形板构成，其中第1圈筒体板厚度55 mm，其余11圈厚度52 mm。
图1 钢制安全壳结构Fig.1 Configuration of containment cessel 钢制安全壳共83个贯穿件，包括46个机械贯穿件、33个电气贯穿件、2个设备闸门、2个人员闸门，其中3个机械贯穿件位于下封头，其他均位于筒体一环。
19个机械贯穿件的管道或套筒外径小于或等于64 mm，参照ASMEⅢNE-3332.1规定，这部分贯穿件不需要补强；其余贯穿件套筒全部采用单独补强或联合补强的方式与壳体连接，补强板的厚度分别为80 mm、90 mm、100 mm和130 mm。
贯穿件与壳体的连接形式如图2所示。
1.2 钢制安全壳材质要求图2 贯穿件与壳体的连接形式Fig.2 Welds joining nozzles or penetrations to vessel shell CAP1400钢制安全壳是实现安全壳冷却系统功能的核心设备，其独立于外部的混凝土屏蔽厂房，对钢制安全壳厚度和强度的要求较高[2]。
同时，对于厚度小于等于64 mm的材料最低使用温度（LSMT）为-28℃；厚度大于64 mm的材料与环境隔离，LSMT温度为10℃。
为补偿焊后热影响区冲击韧性的降低，需比LSMT低17℃进行冲击试验。
CAP1400钢制安全壳壳体材料为中低温压力容器用热处理碳锰硅钢板SA738Gr.B，具有较高的强度和较好的低温冲击韧性[3]，如表1所示。
2 PWHT的豁免ASME表NE-4622.7(b)-1规定P-No.1材料在基于名义厚度、最低预热温度、材料的化学成分及结构形式可免除强制性PWHT。
对于封头对接焊缝，包括封头与筒体之间环焊缝、封头与补强板之间对接焊缝均可免除PWHT；筒体部分纵焊缝、环焊缝、补强板与筒体之间焊缝应进行PWHT。
CAP1400钢制安全壳共有19个不带补强板的贯穿件，其中15个为不锈钢材质的贯穿件，采用的连接形式如图2a所示，另外4个材质为SA350 Gr.LF-2的套筒与壳体的连接方式如图2b所示。
ASMEⅢNE 对于P-No.8的不锈钢材料，既不要求也不禁止焊后热处理，同时表NE-4622.7（b）-1对于与名义内径小于等于50 mm （2 in.）的接管或贯穿件相连接的所有焊缝，名义厚度小于等于19 mm（3/4〞）时免除PWHT。
上述15个不锈钢贯穿件与壳体焊后免除PWHT，4个碳钢套筒与壳体焊后应进行PWHT。
表1 SA738Gr.B机械性能Table 1 SA738Gr.B mechanical properties厚度t/mm 38＜t≤64 t＞64抗拉强度Rm/MPa 585～705 585～705屈服强度Rp0.2/MPa≥415≥415长率A/%≥20≥20冲击温度LSMT-17/℃-45 -7冲击功ACv/J≥54（Ave.）；≥47（Min.）≥68（Ave.）；≥61（Min.）韧脆转变温度TNDT/℃—≤-25 3 PWHT工艺参数ASMEⅢNE PWHT的最高保温温度低于下转变温度50℃，是一种典型的低于下转变温度的PWHT，其首要目的是释放焊接接头的残余应力[4]。
通过对热处理部位限定升降温速率、保温温度区间和保温时间来消除残余应力。
3.1 升降温速率ASMEⅢNE-4623规定在425℃以上，根据焊接接头的材料厚度计算得到最大加热速率和冷却速率，且任意间隔小时内不能超过222℃，也不能低于56℃。
3.2 PWHT保温温度及保温时间ASMEⅢNE规定P-No.1材料PWHT的保温温度为595℃～675℃，但对于调质状态的材料，传统的设计一般规定PWHT的最高保温温度不超过材料的实际回火温度[5]。
对于SA738Gr.B要求PWHT最高保温温度低于材料回火温度15℃，进一步限定最高保温温度，但也不能低于595℃。
ASMEⅢNE规定的PWHT的保温时间是基于焊缝的名义厚度t，当厚度超过50 mm时，PWHT 的保温时间为2 h+（t-50）×0.5 min。
对于多次PWHT的部位，热处理累计时间不宜超过材料模拟焊后热处理时间的1.25倍。
4 PWHT加热方式4.1 PWHT加热方式选择钢制安全壳的PWHT加热方式有整体炉内加热、局部加热和容器内部加热三种。
由于钢制安全壳采取分5段的方式进行模块化建造，每一段组焊完毕后，均未形成封闭结构，不宜采取容器内部加热方式。
待整个钢制安全壳容器组焊完毕后，根据CAP1400核电站建造进度安排，核岛内的压力容器和蒸汽发生器等主设备和其他系统已经安装就位于钢制安全壳内部，不能再采用内部加热方式对钢制安全壳进行PWHT。
ASMEⅢNE-4622.1（b）要求，除表NE-4622.7(b) -1中免除强制性PWHT的情况外，所有门、接管、开孔框架和类似的焊接结构，应在焊前对这种焊接组件进行PWHT，如图2c所示的贯穿件套筒与补强板焊接组件适用于此要求。
CAP1400设计要求，套筒与补强板的焊接组件最大直径为8.5 m，进行炉内整体PWHT。
其他焊缝受结构尺寸和建造工艺的影响，比较适合局部PWHT方式。
CAP1400钢制安全壳各类焊缝的焊后热处理加热方式如表2所示。
表2 CAP1400钢制安全壳PWHT加热方式Table 2 Heating method of PWHT for CAP1400 containment vessel焊缝类型套筒与补强板组对焊缝补强板与筒体对接焊缝筒体板对接焊缝PWHT加热方式炉内整体焊后热处理局部焊后热处理局部焊后热处理4.2 局部PWHT加热方式当对容器采取局部焊后热处理时，加热过程应满足以下要求[1]：（1）沿容器或物项的整个圆周加热一个环形带。
（2）在焊缝宽度最大的一面，焊缝每侧达到PWHT规定保温温度的最小宽度应等于焊缝厚度或50 mm两者中较小值。
（3）应确保容器或物项的温度从受控加热带的边缘向外逐渐减小，以避免产生有害的温度梯度。
CAP1400钢制安全壳局部PWHT在实际工程中完全执行上述要求难度较大。
以一条环焊缝PWHT为例，焊缝长度135 m，沿筒体全圆周加热一个环形带电功率需求约为5 000 kW，电功率过大。
对于补强板与筒体对接焊缝，加热带的宽度将成倍增大，电功率需求成倍增长，实施操作难度更大。
参考ASME第Ⅷ卷第1册（简称ASMEⅧ-1）UW-40[6]及WRC-452[7]，对于纵焊缝采用整条焊缝加热、补强板与筒体对接焊缝采用“点状”加热、环焊缝采用分段加热符合工程实际情况。
采用该方式时，应通过有限元数值模拟计算及试验验证加热参数来确定钢制安全壳局部PWHT加热方式的合理性，避免产生有害的温度梯度而造成过大的变形和有害应力。
4.3 筒体纵焊缝PWHT 筒体纵焊缝在焊接完成且射线检测合格后，即可对单条焊缝进行PWHT，也可多条焊缝同时PWHT，为减小PWHT变形，每圈筒体板纵焊缝宜优先采用如图3所示的1、3、5、7、9、11或2、4、6、8、10、12对称分布的焊缝同时进行PWHT。
为确保整条纵焊缝达到规定的PWHT温度，在焊缝两端设置温度补偿加热片以补偿焊缝端部热量的损失，也有利于控制温度梯度，减小PWHT变形。
图3 筒体纵焊缝分布示意Fig.3 Sketch for longitudinal welds of CV ring 4.4 筒体环焊缝PWHT 筒体环焊缝按如图4所示分6段，可单独1个分段进行PWHT，也可同时对两个对称分段进行PWHT。
在每个分段两端设置补偿加热片，保温材料沿圆周方向铺设超出补偿加热片至少2 m，以控制环向温度梯度。
与环焊缝临近的补强板与筒体焊缝，可随同环焊缝一同PWHT。
4.5 补强板与壳体焊缝PWHT 设备闸门补强板与筒体焊缝采用3段、依次进行PWHT，如图5所示，与整圈PWHT相比，PWHT后变形明显减小，残余应力变化不明显。
其他小型贯穿件补强板与筒体焊缝可采用整圈PWHT。
图4 环焊缝热处理分段Fig.4 Divided segment sketch of circumferential weld PWHT 图5 设备闸门补强板与筒体焊缝热处理分段Fig.5 Divided segment sketch of reinforcement plateshell weld in equipment hatch 4.6 不带补强板的套筒与筒体焊缝PWHT 套筒与筒体直接连接的焊缝如图2b所示，除在壳体内、外两侧对称布置扇环形加热片，还应在套筒外壁缠绕绳式加热器，如图6所示，套筒内部用保温棉封堵。
图6 套筒直接贯穿筒体焊缝的加热方式Fig.6 Heating method of weld between sleeve and shell 5 加热带及隔热带参数的确定为保证局部加热的温度要求，从焊缝中心往外依次设置均温带（soakband，SB）、加热带（heated band，HB）和隔热带（gradient control band，GCB）[6]，如图7所示。
