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)量分數約為30％的奧氏體型鎳基耐蝕合金。國內外學(xué)者對其組織演變和晶間腐蝕機理的研究結果表明，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雜的多元相平衡及多元相擴散問(wèn)題，對其晶界貧Cr行為的動(dòng)力學(xué)演變規律研究主要以試驗測量的方式進(jìn)行。

　　科研人員利用Thermo-Calc、DICTRA軟件及其數據庫，建立碳化物長(cháng)大-Cr原子擴散模型，進(jìn)行鎳基690合金晶界貧Cr區演變的動(dòng)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(shí)測值相比較，驗證模型的合理性。

　　結果表明：600~800℃敏化溫度范圍內進(jìn)行等溫處理時(shí)，敏化初期M23C6顆粒長(cháng)大速度快，尺寸迅速增大；一定時(shí)間后長(cháng)大速度急劇下降，尺寸增速減緩直至M23C6顆粒達到穩定的尺寸。等溫條件下晶界Cr含量變化與敏化時(shí)間密切相關(guān)，敏化初期碳化物快速長(cháng)大是影響晶界附近最低Cr含量的主要原因；而隨著(zhù)敏化時(shí)間延長(cháng)，晶內Cr原子向貧Cr區的擴散愈加充分，貧Cr區最低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(shí)測值，該模型可準確預測不同敏化過(guò)程中的晶界附近最低Cr含量。