第四代核能系统是一种具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可有效防止核扩散的先进核能系统，代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。
鉴于第四代核能系统的极端工作条件，对材料选择非常重要。作为第四代核能系统热交换器备选材料的镍基合金230是一种固溶强化型奥氏体高温合金，合金具有优良的高温强度、高抗氧化能力、优良的冶金稳定性和在长期热暴露下抗晶粒粗化的能力，以及低的热膨胀系数。但是合金在600～800℃温度范围很短保温时间下的蠕变疲劳特性研究却鲜有报道，美国拉斯维加斯内华达大学的的科研人员对此进行了研究。
镍基合金230的化学成分为：C0.11，Mn0.50，Fe0.42，Si0.39，Cr22.01，Ni60.76，Al0.40，Co0.10，Mo1.25，W14.06。科研人员采用大气下的压实-拉伸试样，在600、700和800℃，保温时间从60～1000s，应力强度因素范围恒定可控的方式下试验研究230合金的裂纹生长特性。研究结果如下：
高温下开裂速度非常显著，800℃下的开裂完全与时间有关。
光学显微照片显示沿晶界有大量析出物，导致晶间开裂，甚至在800℃、120s很短的保温时间内开裂程度也非常明显。在600℃，随着时间的延长晶间浸蚀程度逐渐强化，这可能是由于蠕变变形和氧化的共同作用。
断裂方式从穿晶断裂变化为穿晶/晶间混合断裂，最后呈现为晶间断裂。研究认为230合金的裂纹敏感性受到温度和保温时间两方面的影响。（晓红）
