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核电压力边界设备长期运行在高温腐蚀性介质中,应力腐蚀开裂（SCC）导致的破损失效问题困扰着核电厂的运行安全性和经济性。上世纪60年代末,二代压水堆（PWR）普遍使用600合金。由于600合金在高温介质中的SCC失效而带来了巨大的经济损失（达上千亿元）,替代600合金的690合金开始得到应用。自此,揭示600和690合金的SCC失效机理并建立其寿命预测模型成为国内外研究热点。U形弯、C形环和慢应变速率拉伸（SSRT）等定性或半定量的实验结果为早期反应堆的快速选材和水质调控做出了重要贡献,但随着核电机组的不断老化和新建机组对安全性要求的提高,人们希望获得更准确可靠的裂纹萌生时间、开裂门槛值和裂纹扩展速率（CGR）等定量化的实验数据,以准确评估其失效行为并预测服役寿命。尽管各国已经研究了二十多年,但由于高温高压水中的SCC实验难度大、周期长以及成本高,准确可靠的SCC定量评价数据依旧匮乏。材料、水化学与载荷等关键影响因素对600和690合金SCC开裂过程的作用规律尚未得到充分认识,开裂机理仍存在诸多争议,公认可靠的预测模型亦未形成。针对上述问题,本文通过对比不同热处理工艺的600和690合金在模拟PWR高温水环境中的SCC行为,获得了裂纹萌生时间和CGR等定量评价实验数据,为后续CGR预测模型的提出和验证提供了数据支撑。随后,从材料状态、腐蚀介质和应力三个角度,厘清了碳化物分布、冷变形、溶解氧（DO）、溶解氢（DH）、氯离子、应力强度因子（K）等几个关键影响因素对两种合金SCC行为的作用规律。最后,结合高分辨微观表征技术,阐明了600和690合金的SCC机理,并建立了相应的CGR预测模型。主要结论如下:（1）直流电压降（DCPD）在线监测技术能够及时捕捉裂纹萌生现象,有效获取裂纹萌生时间数据。萌生及扩展实验结果表明600合金SCC裂纹萌生时间与CGR数据存在较好的对应关系,相似的微观表征结果证实裂纹萌生与扩展行为具有相似的机理,一定程度上符合晶界氧化理论。由此,提出了通过CGR数据快速预测冷变形600合金在模拟PWR环境下的裂纹萌生时间的经验模型。（2）材料角度,厘清了冷变形和晶界碳化物对600和690合金SCC的影响规律。对于600合金,当无冷变形时,晶界碳化物可阻断裂纹向基体内部扩展的有效路径,并抑制裂纹尖端晶界氧化,从而降低材料的CGR。而当冷变形后,晶界残余应变和晶界碳化物周围产生的局部应变集中可促进元素扩散,加速碳化物与基体界面氧化变脆而降低晶界结合力;同时,碳化物周围的应变集中显著增强了裂纹尖端应变速率,进而加速了裂纹扩展。对于690合金,冷变形通过增加宏观屈服强度和微观晶界残余应变,提高了裂纹尖端应变速率,进而加速裂纹扩展。（3）水化学角度,揭示了腐蚀介质中DO和DH对600和690合金SCC的影响规律。在DO环境下,690合金CGR极低,600合金CGR也较低。而在DH环境下,尤其是当DH含量使腐蚀电位位于Ni/Ni O相界附近时,两种合金均呈现更高的CGR。对于600合金,DH主要通过促进裂纹尖端前晶界氧化而加速其CGR,最高可达200倍。而对于690合金,DH通过增加冷变形690合金裂纹尖端前晶界碳化物附近孔洞的生成,降低晶界结合力而对其CGR具有一定的加速作用,最高为4倍,未发现其裂纹扩展机制与晶界氧化相关。（4）应力角度,揭示了±dK/da和±dK/dt两种不同加载方式对600和690合金SCC裂纹扩展的影响规律,并依据其在DH和DO环境中的CGR-K关系曲线,拟合获得了CGR与K的指数关系。同时,对比变K方式发现,相较于恒K和+d K/dt,+d K/da通过增加裂纹尖端应变速率的方式而显著加速裂纹扩展,最高可达362倍,而现有预测模型极易低估+d K/da对裂纹扩展的加速作用。降K时,相较于-d K/da,以-d K/dt的方式降K极易因尖端应变速率降低过快而导致裂纹在较高的K下停止扩展,获得错误或不保守的SCC门槛值。由此,提出了d K/da是研究SCC门槛载荷时最佳的变K方式。（5）阐明了690合金在模拟PWR一回路水环境下的SCC机理,并提出了相应的CGR预测模型。对于690合金,冷变形和晶界碳化物等因素对其SCC的作用远大于腐蚀电位、杂质离子等环境因素的影响。在厘清了冷变形、晶界碳化物、DO、DH、K等因素的主次关系和影响规律的基础上,提取出上述因素对690合金CGR影响的修正因子。最后,结合文献数据建立了涵盖温度、冷变形、DH、DO、晶界碳化物和K等因素作用规律的690合金CGR预测模型。