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和装配时，完成封口焊工序后，需要将插入管板孔的传热管进行液压胀接以保持二者间的紧密配合。尽管在管板深钻孔时对表面光洁度和公差的要求都十分严格，但由于一台蒸汽发生器的传热管的数量达上万根，深钻孔工序仍可能出现微小的偏差，使得液压胀接后的传热管出现肿胀缺陷。这些肿胀缺陷附近发生了明显的塑性变形，会对应力腐蚀开裂（SCC）行为产生影响，然而，世界范围内针对于这类肿胀缺陷的SCC行为影响的研究仍不够充分，尤其缺乏针对不同变形尺寸及在真实胀接工艺下出现的肿胀缺陷的研究。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，通过工程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应力腐蚀开裂行为。研究表明，IBD区域可简单划分为原始管材区、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、残余应变水平和更低的CSL晶界比例。肿胀区一侧的SCC敏感性明显高于原始管材侧，同时，随着变形尺寸的增加，SCC敏感性也随之增加。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. https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2022.153629.