镍基合金的强度和塑性优异,耐蚀性和耐疲劳性能良好,在核电站中广泛应用。核电站工作环境恶劣,从经济角度考虑,应该就如何提高核电站设备的使用寿命进行深入研究。因此,研究Ni690焊缝金属的相关力学性能则显得至关重要。本文是在低碳钢上带极堆焊Ni690焊带,在Zwick Z050高温拉伸试验机上进行500?1000℃的拉伸试验,观察拉伸后试样的微观组织并讨论其与熔敷层高温力学性能的关系。同时对堆焊层进行了不同时间的焊后热处理（700℃×20h,700℃×50h）,探讨时效处理与熔敷层显微组织和力学性能的关系。通过扫描电子显微镜（SEM）和X射线衍射（XRD）观察微观组织和断口,确定了晶界上的析出物为M₂₃C₆。晶界上析出的M₂₃C₆形貌随着温度的改变而改变,包括700℃以下的连续碳化物,700℃的层片状碳化物和700℃以上的离散碳化物。分析其应力-应变曲线,认为在700℃及以下曲线出现明显的加工硬化现象,是由位错强化机制引起的,材料的断裂形式为韧窝断裂。而在700℃以上时,曲线呈现屈服平台主要是由于晶界滑移控制了塑性变形,为沿晶断裂。裂纹起源于晶界上弥散分布的M₂₃C₆,加速了基体与析出物界面的分离,导致高温下的延展性下降。对堆焊层进行固溶处理,讨论晶界M₂₃C₆与堆焊层高温力学性能的关系。在500-700℃时,固溶试样的强度要优于堆焊层,因为堆焊层晶界M₂₃C₆碳化物的数量多于固溶态,碳化物的析出需要消耗基体大量的Cr,使得堆焊层的Cr浓度低于固溶态,基体软化程度较大,其强度略微比固溶态试样低,但塑性更好。而在800℃以上时,两者的屈服强度和延伸率差别不明显,因为堆焊层和固溶处理的试样表面大部分碳化物已溶解至基体中,数量相差不大。在700℃时对堆焊层进行不同时间的保温,采用扫描电镜观察到大量析出的第二相,除了在晶界上可以观察到M₂₃C₆,在基体中也会析出针状的M₂₃C₆。焊后热处理提高了堆焊层的强度,塑性逐渐降低。由断口表面可知,断裂模式由韧性断裂转变成韧性断裂为主以及部分沿晶断裂。这是因为析出的针状M₂₃C₆,使得位错在运动过程中难以绕过,堆积在晶界处,造成应力在晶界聚集。在外力作用下,晶界处容易出现孔洞,演变成微裂纹,使得堆焊层的韧性变差。