690合金是一種含30%Cr的新型鎳基耐蝕合金，該合金以其優異的耐蝕性能及較高的強度逐漸取代大多數壓水堆核電站（PWR）所采用的600合金，成為新一代蒸汽發生器傳熱管用材。由于690合金傳熱管服役于核電站一回路燃料高溫釋氫環境中，高溫高壓氫會導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境下的力學行為具有重要意義。在我國核電發展和核電設備國產化進程中，蒸汽發生器傳熱管用材料在核電站一回路服役環境下的力學性能評價和提供安全的核電站運營環境依據，成為迫在眉睫的要務。

科研人員以國產蒸汽發生器傳熱管用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性能，考察了溫度影響該合金力學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。

研究用GH690合金采用雙真空冶煉，經鍛造、軋制成Φ200mm的棒材。合金經1343K固溶處理5min后空冷，然后經993K特殊熱處理10h后空冷。參照ASTME1737－96標準，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變速率為1×10－4s－1。

研究結果表明：

（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調變形，而形變孿晶在協調變形的同時，促進裂紋擴展轉向，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，導致形變孿晶生成困難，合金應力集中加劇，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調進行，因此，合金可獲得較高的加工硬化效應，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調滑移變形轉變為滑移，而滑移產生的加工硬化效應小于孿生，因此合金的強度和塑性降低。