690TT合金传热管是核用蒸汽发生器的关键部件，占据了一回路承压面积的80%，保障其安全服役至关重要。在蒸汽发生器的制造时，需要将插入管板孔的传热管进行液压胀接以使二者间保持紧密配合。尽管对钻孔的表面光洁度和公差都有十分严格的要求，但钻孔过程中仍可能出现微小的偏差，使得液压胀接后的传热管产生肿胀缺陷。这些肿胀缺陷附近发生明显的塑性变形，会对应力腐蚀开裂（SCC）行为产生影响。然而，世界范围内针对肿胀缺陷的SCC行为研究仍不充分，尤其缺乏针对不同肿胀程度及在真实胀接工艺下出现的肿胀缺陷的SCC的研究。近期，重点实验室在中国科学院青年创新促进会（2022187）、国家自然科学基金（No.51771211）、国家重点研发计划（No.2019YFB1900904）和中科院核用材料与安全评价重点实验室开放课题（No.2021NMSAKF01、2022NMSAKF03)的联合支持下，采用现场实际的液压胀接工艺在690TT合金上制备了具有五种不同代表性变形尺寸的内部肿胀缺陷（IBD），研究了其微观组织变化及后续SCC行为。研究表明，IBD区域可划分为原始管材区、过渡区和肿胀区。IBD区域发生了明显的冷加工硬化，其中，肿胀区具有比原始管材区更高的硬化率、残余应变水平和更少的CSL晶界。肿胀区的SCC敏感性明显高于原始管材侧，且随着变形尺寸的增加，SCC敏感性增加。相关研究结果已在核科学与技术领域内顶级期刊《Journal of Nuclear Materials》上发表：Microstructure and stress corrosion cracking behavior of Alloy 690TT steam generator tubes with internal bulge defect, J. Nucl. Mater., 563 (2022) 153629.
（核用材料的环境失效研究组 供稿）
