近日，华南理工大学匡文军，韩恩厚院士等在Review of Materials Research上发表综述文章，概述了在核电站压水堆一回路水冷却过程中，690合金应力腐蚀裂纹萌生的最新研究进展。

相比于其他工程奥氏体合金，在压水堆 (PWR)一回路水中，690合金表现出了更高的抗应力腐蚀开裂(SCC)性能，因其具有很高的抗渗晶间氧化性能。

动态应变方法可以很容易地在690合金上产生抗应力腐蚀开裂SCC，结果表明，在该690合金的抗应力腐蚀开裂SCC引发过程中，存在一些独特的步骤：在晶界上形成保护性氧化膜，随后在动态应变下该氧化膜破裂。进一步揭示了局部正应变是破坏氧化膜的主要驱动力。

晶间碳化物通过以下方式进一步增强对抗应力腐蚀开裂SCC的抵抗力：第一步通过阻碍位错运动，降低晶界附近的法向应变；第二步，提供额外的铬源，用于在暴露于环境中时形成保护性氧化物。抗应力腐蚀开裂SCC试验前或试验过程中的塑性变形，会大大削弱甚至逆转碳化物的缓解作用。

在压水堆运行温度范围内，由于空位密度的升高和扩散能力的增强，一定量的冷加工和高拉伸应力，会产生蠕变诱发裂纹。尽管在动态应变过程中，碳化物减小了晶界附近的局部应变，但一旦表面氧化膜被破坏，在基体/碳化物界面附近积累的位错，可以加速氧的进入。

为了确保在压水堆寿命期内，690合金的性能可靠性，仍有许多关键的研究空白有待开展。