Inconel690是一種奧氏體鎳基合金，因?yàn)楹辖鹁哂懈叩腃r含量（28～30%）和更低的C含量（±0.05%），所以它可用于制造壓水堆核電站蒸汽發(fā)生器傳熱管材而取代合金600。根據(jù)對(duì)690合金耐腐蝕性能的研究，發(fā)現(xiàn)應(yīng)力腐蝕裂紋（SCC）成為蒸汽發(fā)生器管斷裂的罪魁禍?zhǔn)?，還發(fā)現(xiàn)碳化物形貌和Cr濃度分布對(duì)SCC起決定性作用。北京科技大學(xué)材料科學(xué)系的研究人員研究了熱處理對(duì)690碳化物形貌和Cr濃度分布的影響。

研究結(jié)果表明：（1）根據(jù)典型的成核理論、Kolmogorov-Johnson-Mehl-Avrami法則以及擴(kuò)散理論，描繪出碳化物析出過程和Cr原子從基體擴(kuò)散到晶界之間的動(dòng)態(tài)過程的內(nèi)在關(guān)系。同時(shí)，碳化物平均尺寸和晶界附近Cr濃度的模擬結(jié)果與實(shí)驗(yàn)結(jié)果基本一致。（2）根據(jù)碳化物形貌和Cr濃度分布對(duì)合金抗應(yīng)力腐蝕開裂能力的影響，認(rèn)為碳化物不連續(xù)因子小于2.2和晶界處Cr濃度高于21wt%對(duì)合金的耐腐蝕能力是必不可少的?；谶@一點(diǎn)，得到了690合金的一系列適用的熱處理?xiàng)l件，如700℃/9h、650℃/32h以及600℃/220h。（3）中等晶粒度接近～63.5μm有益于改善合金的抗應(yīng)力腐蝕開裂能力。另外，C含量應(yīng)接近0.02%，Cr含量在其化學(xué)成分比例中應(yīng)盡可能的高。（曉紅）