晶間腐蝕是核電蒸汽發(fā)生器用690合金傳熱管的主要腐蝕形式之一。690合金是一種鉻的質(zhì)量分數(shù)約為30％的奧氏體型鎳基耐蝕合金。國內(nèi)外學(xué)者對其組織演變和晶間腐蝕機理的研究結(jié)果表明，690合金的晶間腐蝕主要由一定條件下晶界快速析出富Cr碳化物造成的晶界貧Cr而引起。由于690合金中碳化物析出涉及復(fù)雜的多元相平衡及多元相擴散問題，對其晶界貧Cr行為的動力學(xué)演變規(guī)律研究主要以試驗測量的方式進行。

　　科研人員利用Thermo-Calc、DICTRA軟件及其數(shù)據(jù)庫，建立碳化物長大-Cr原子擴散模型，進行鎳基690合金晶界貧Cr區(qū)演變的動力學(xué)模擬研究，并與掃描透射電子顯微分析和能譜分析技術(shù)得到的合金晶界Cr含量實測值相比較，驗證模型的合理性。

　　結(jié)果表明：600~800℃敏化溫度范圍內(nèi)進行等溫處理時，敏化初期M23C6顆粒長大速度快，尺寸迅速增大；一定時間后長大速度急劇下降，尺寸增速減緩直至M23C6顆粒達到穩(wěn)定的尺寸。等溫條件下晶界Cr含量變化與敏化時間密切相關(guān)，敏化初期碳化物快速長大是影響晶界附近最低Cr含量的主要原因；而隨著敏化時間延長，晶內(nèi)Cr原子向貧Cr區(qū)的擴散愈加充分，貧Cr區(qū)最低Cr含量逐漸提高。該模型計算得到的晶界附近最低Cr含量值接近實測值，該模型可準確預(yù)測不同敏化過程中的晶界附近最低Cr含量。