核泵是核电站的动力传导中枢，在运行过程中对密封性、稳定性、安全性等有很高的要求。核泵壳体是保证这些的关键部件之一，一般选择奥氏体不锈钢铸造而成，核泵壳体体积庞大且承受高张力、震动、循环水点蚀和腐蚀等多种严苛服役条件。大型铸钢件通常容易出现裂纹、砂眼、夹杂、缩孔、疏松等缺陷，补焊修复是重要而不可或缺的技术，能保障铸件的性能和质量满足要求。本文就核泵铸造壳体的补焊技术开展补焊层的微观组织与性能的研究，采用核泵壳体同种材质的铸造不锈钢厚板焊接的方法，模拟核泵壳体补焊效果，通过对不锈钢厚板焊接接头的分析，获得补焊层微观组织和性能的基本规律，为制定核泵铸造壳体补焊工艺提供技术依据。　　为研究补焊不同的工艺参量和补焊方式对补焊效果的影响规律，本文将不锈钢厚板开设U型、V型、X型三种坡口，研究焊口的形状、大小、补焊层布排(多层)方式等对补焊的影响规律；通过手工电弧焊(SMAW)、钨电极惰性气体保护焊(GTAW)两种焊接方法，研究补焊方法对补焊层及其界面等的组织、性能的影响；通过补焊前清理状态研究清理对焊后组织、性能的影响；通过焊后固溶处理制度研究热处理对焊接接头组织和性能的影响。　　结果表明：焊前不清理的试样相对于焊前清理的试样，焊接接头熔合区和焊层结合区富集杂质相，铁素体含量的测量值略高，焊接接头冲击韧性、拉伸性能及弯曲性能较差；焊后固溶处理的试样相对于不固溶处理的试样，焊缝区和热影响区铁素体含量降低，碳化物等析出相溶解，铁素体以骨架状或弥散状分布于奥氏体基体中，成分分布更加均匀，焊缝与热影响区硬度落差变小，拉伸性能、弯曲性能及冲击韧性显著增加，抗晶间腐蚀性能明显增强；GTAW相对于SMAW焊接，熔池区冷却速度更快，铁素体多呈板条状，且熔合区硬度和冲击韧性相对SMAW较好，析出相较少，铁素体含量的测定值较低；此外对于U型坡口，坡口越宽越浅，冲击韧性越好，坡口越窄越深，冲击韧性越差；另外，铸造奥氏体不锈钢焊缝区的铁素体含量的金相测定法在100倍时精度最差，500倍时最高，而热影响区的铁素体含量的测定在100倍左右精度最高，500倍最差，相比于割线法，大多数情况下计算机图像处理法测定的精确度较高。