传热管是压水堆核电站一、二回路间的重要屏障，是核用蒸汽发生器的关键部件之一。在蒸汽发生器的制造和装配过程中（尤其是穿管时），表面划伤难以避免，先前研究已发现划伤区易于受到应力腐蚀开裂（SCC）并澄清了SCC敏感性随划伤深度增加而增大的基本规律。然而由于划伤区从微观组织结构、残余应变和变形程度等方面均具有梯度变化的特征，其SCC行为不能简单地使用先前对光滑的镍基合金发生SCC的微观机制来解释。近期，重点实验室与上海核工院合作，在国家重点研发计划（No.2019YFB1900904）、中国科学院青年创新促进会（2022187）、国家自然科学基金（No.51771211）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，对划伤区的典型SCC裂纹进行了系统地微观组织结构表征，研究了划伤区SCC行为的微观机制。研究表明，划伤区存在明显的微观组织和残余应变分层，在FGZ和SDZ界面处的结构错配度高，SCC极易沿该界面持续扩展；划伤造成了碳化物的破碎和移位，改变了碳化物的形态和分布，丧失了原有晶界上半连续碳化物对SCC裂纹扩展的阻碍作用，影响了划伤区内的SCC行为；划伤区晶间碳化物附近残余应变和变形组织（如位错、层错等）显著增加，削弱了划伤区的SCC抗力；与由等轴纳米晶组成的FGZ（I区）相比，具有大量晶体缺陷的SDZ（II区）更易被腐蚀，一旦裂纹在二者界面处的某一位置改变了路径，那么裂纹就极易转向SDZ并在其内扩展。相关研究结果已在金属领域顶级期刊 Acta Materialia 上发表：Insights into stress corrosion cracking in scratched area of alloy 690TT steam generator tubes, Acta Materialia, 255 (2023).

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