此项发明论文的作者、北卡罗来纳州立大学机械和航空航天工程系的教授Afsaneh Rabiei表示，合金709具有极高的强度，并且在长时间在高温环境下工作时能够抵抗损坏，这使其成为可用于下一代核电站的潜在材料。
但是，合金709是一种全新材料，其在高温和高压下的性能人们还尚未全面了解。要想使用这种合金，美国能源部需要更好地了解其热机械性能和结构特性，以确定其在核反应堆中的可行性。
为了解决美国能源部的问题，Rabiei找到了一种全新的解决方案。她与三家公司——日立、牛津仪器和Kammrath&Weiss GmbH ——开展合作，开发了一种新技术，使她实验室具有对材料试样施加极高的热量和载荷的情况下能够实时使用扫描电子显微镜(SEM)的能力。
“这意味着我们可以在热机械测试过程中观察到材料的裂纹扩展、损伤成核和微观结构变化，这些变化与所有主体材料有关——不仅仅是合金709。”Rabiei表示，“这种显微镜可以帮助我们了解材料在从室温到1000摄氏度，以及从0到2千兆帕的应力等各类条件下失效的位置和原因。”
Rabiei的团队与英国伯明翰大学合作，评估合金709在高温和高载荷条件下的机械和微观结构特性。
研究人员将厚度为1毫米的合金709样品放置在高达950摄氏度的温度下，直到材料“失效”，这意味着材料主体结构已经损毁。
“合金709的性能优于316不锈钢，而316不锈钢是目前在核反应堆中主要使用的。”Rabiei表示，“研究表明，合金709的强度在所有温度下均高于316不锈钢，这意味着合金709在失效前，可比316不锈钢承受更大的压力。例如，合金709可以在950℃的服役环境下承受尽可能多的载荷，而316不锈钢只能在538℃的条件下实现相同的效果。
Rabiei表示，最新的显微镜技术可以使人们能够在整个温度和压力变化过程中，监测材料的孔洞成核和裂纹扩展以及微观结构的所有变化。
这是一项很有前景的发现，但目前仍有很多工作需要完成。Rabiei表示，该工作的下一步是研究合金709在高温环境下，施加周期性载荷或重复应力时如何发挥作用。”
相关论文“不同温度下合金709的拉伸性能研究”目前已发表在“材料科学与工程”杂志中。该论文的第一作者是前北卡罗来纳州立大学研究生Swathi Upadhayay。该论文由伯明翰大学的Hangyue Li和Paul Bowen共同撰写。这项工作得到了能源部的资助，编号为2015-1877/DE-NE0008451，英国研究与创新奖项号为EP/N016351/1。
