690合金是一種含30%Cr的新型鎳基耐蝕合金，該合金以其優(yōu)異的耐蝕性能及較高的強度逐漸取代大多數(shù)壓水堆核電站（PWR）所采用的600合金，成為新一代蒸汽發(fā)生器傳熱管用材。由于690合金傳熱管服役于核電站一回路燃料高溫釋氫環(huán)境中，高溫高壓氫會導(dǎo)致合金的塑性大幅降低，危及核電站的安全運行。基于核電站高安全性和高可靠性的運營要求，掌握核電材料在服役環(huán)境下的力學(xué)行為具有重要意義。在我國核電發(fā)展和核電設(shè)備國產(chǎn)化進程中，蒸汽發(fā)生器傳熱管用材料在核電站一回路服役環(huán)境下的力學(xué)性能評價和提供安全的核電站運營環(huán)境依據(jù)，成為迫在眉睫的要務(wù)。

科研人員以國產(chǎn)蒸汽發(fā)生器傳熱管用GH690合金為研究對象，通過評價其斷裂韌性及拉伸特性，研究了模擬壓水堆核電站一回路服役溫度下合金的力學(xué)性能，考察了溫度影響該合金力學(xué)性能的顯微組織及作用機制，為核電站的安全運營提供依據(jù)。

研究用GH690合金采用雙真空冶煉，經(jīng)鍛造、軋制成Φ200mm的棒材。合金經(jīng)1343K固溶處理5min后空冷，然后經(jīng)993K特殊熱處理10h后空冷。參照ASTME1737－96標(biāo)準(zhǔn)，采用三點彎曲試樣評價GH690合金的斷裂韌性，其缺口方向垂直于棒材的軋制方向。在島津EHF-F1液壓伺服疲勞試驗機上預(yù)制疲勞裂紋，疲勞載荷加載方式為正弦波，頻率為30Hz。在SANS－CMT5105電子萬能試驗機上進行斷裂韌性和拉伸試驗，斷裂韌性試驗的加載速率為0.2mm/min，不同溫度下拉伸的應(yīng)變速率為1×10－4s－1。

研究結(jié)果表明：

（1）GH690合金的斷裂韌性隨著形變溫度的升高逐漸降低。由于室溫層錯能較低，易生成形變孿晶，使得合金能夠通過孿生協(xié)調(diào)變形，而形變孿晶在協(xié)調(diào)變形的同時，促進裂紋擴展轉(zhuǎn)向，使合金在斷裂過程中吸收更多的能量，維持合金高的斷裂韌性。隨著溫度的升高，合金的層錯能增加，導(dǎo)致形變孿晶生成困難，合金應(yīng)力集中加劇，裂紋從而平直擴展，合金的斷裂韌性降低。

（2）GH690合金在RT～623K之間拉伸時，屈服強度變化不明顯，但抗拉強度和延伸率均隨形變溫度的升高而降低。由于合金的室溫變形可通過孿生協(xié)調(diào)進行，因此，合金可獲得較高的加工硬化效應(yīng)，并顯示出高的強度和塑性；隨著形變溫度的升高，合金的層錯能增加，形變孿晶生成的機率降低，合金的形變機制由孿生協(xié)調(diào)滑移變形轉(zhuǎn)變?yōu)榛?，而滑移產(chǎn)生的加工硬化效應(yīng)小于孿生，因此合金的強度和塑性降低。