本文以秦山二期核电站600Mw反应堆压力容器接管一安全端异种金属镍基合金接头焊接为背景。秦山二期核电站600Mw反应堆压力容器，是我国制造的首台600Mw级的反应堆压力容器，其中的镍基合金部件及有关的镍基合金焊接材料均采用了INCONEL 690合金系统，INCONEL690合金系统材料应用于反应堆压力容器在国内是首次。其接管一安全端异种金属镍基合金焊接，即带有不锈钢堆焊层的低合金钢和不锈钢之间的焊接，一直是反应堆压力容器焊接中最大难点之一，主要问题依然是微裂纹和力学性能(塑性)下降。本课题结合秦山二期核电站反应堆压力容器 的制造，在产品接管——全端异种金属接头实施焊接前，通过试验分析研究以明确INCONEL 690焊缝金属中产生裂纹和塑性下降的原因和影响因素，以优化焊接工艺参数。 本文主要进行了如下几方面工作：(1)讨论了镍基合金焊接的几个主要问题，即焊接热裂纹、焊缝中气孔和焊缝金属塑性下降等，对热裂纹产 生的机理、镍基合金热裂敏感性较强、易产生气孔和塑性下降的原因作了初步的讨论。(2)进行了焊缝金属性能试验，就所选用的焊接材料和确定的自动脉冲氩弧焊工艺进行堆焊、板对接和管子对接焊接对比试验，对焊 缝金属的金相和力学试验结果进行分析讨论。对出现的问题：焊缝中的微裂纹、气孔和焊缝金属塑性不足就其产生的原因进行分析，探讨焊接材料化学成分和焊接工艺参数等条件对其的影响程度。对INCONEL690合金焊接热裂纹敏感性进行了分析和评价。(3)进行了验证试验，完全模拟600Mw反应堆压力容器接管一安全端异种金属接头的结构特征和焊接条件，制备和焊接试件。在焊缝金属性能试验和分析的基础上，为降低热裂纹、气孔敏感性，减少焊缝金属塑性下降量，提出优化的焊接工艺参数和辅助工艺措施。对焊接完成后的试件焊接接头、焊缝金属的理化和力学性能按600Mw反应堆压力容器技术条件的相应要求进行全面的评定。 通过试验和分析，本文对焊接材料化学成分、工艺参数和辅助工艺措施等因素对工NCONEL 690合金焊接性的影响程度作了初步的分析研究。对 600MW反应堆压力容器接管一安全端接头镍基合金焊接提出了一套完整的优化工艺，有效地解决了INCONEL690焊接热裂纹、气孔和焊缝金属塑性降低等问题，对600MW反应堆压力容器的制造提供了技术保障。