690合金是一种含30%Cr的新型镍基耐蚀合金，该合金以其优异的耐蚀性能及较高的强度逐渐取代大多数压水堆核电站（PWR）所采用的600合金，成为新一代蒸汽发生器传热管用材。由于690合金传热管服役于核电站一回路燃料高温释氢环境中，高温高压氢会导致合金的塑性大幅降低，危及核电站的安全运行。基于核电站高安全性和高可靠性的运营要求，掌握核电材料在服役环境下的力学行为具有重要意义。在我国核电发展和核电设备国产化进程中，蒸汽发生器传热管用材料在核电站一回路服役环境下的力学性能评价和提供安全的核电站运营环境依据，成为迫在眉睫的要务。

科研人员以国产蒸汽发生器传热管用GH690合金为研究对象，通过评价其断裂韧性及拉伸特性，研究了模拟压水堆核电站一回路服役温度下合金的力学性能，考察了温度影响该合金力学性能的显微组织及作用机制，为核电站的安全运营提供依据。

研究用GH690合金采用双真空冶炼，经锻造、轧制成Φ200mm的棒材。合金经1343K固溶处理5min后空冷，然后经993K特殊热处理10h后空冷。参照ASTME1737－96标准，采用三点弯曲试样评价GH690合金的断裂韧性，其缺口方向垂直于棒材的轧制方向。在岛津EHF-F1液压伺服疲劳试验机上预制疲劳裂纹，疲劳载荷加载方式为正弦波，频率为30Hz。在SANS－CMT5105电子万能试验机上进行断裂韧性和拉伸试验，断裂韧性试验的加载速率为0.2mm/min，不同温度下拉伸的应变速率为1×10－4s－1。

研究结果表明：

（1）GH690合金的断裂韧性随着形变温度的升高逐渐降低。由于室温层错能较低，易生成形变孪晶，使得合金能够通过孪生协调变形，而形变孪晶在协调变形的同时，促进裂纹扩展转向，使合金在断裂过程中吸收更多的能量，维持合金高的断裂韧性。随着温度的升高，合金的层错能增加，导致形变孪晶生成困难，合金应力集中加剧，裂纹从而平直扩展，合金的断裂韧性降低。

（2）GH690合金在RT～623K之间拉伸时，屈服强度变化不明显，但抗拉强度和延伸率均随形变温度的升高而降低。由于合金的室温变形可通过孪生协调进行，因此，合金可获得较高的加工硬化效应，并显示出高的强度和塑性；随着形变温度的升高，合金的层错能增加，形变孪晶生成的机率降低，合金的形变机制由孪生协调滑移变形转变为滑移，而滑移产生的加工硬化效应小于孪生，因此合金的强度和塑性降低。