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壓水堆核電站蒸汽發(fā)生器傳熱管用材大多采用690合金無縫管，該合金是在600合金基礎上發(fā)展的一種鉻質量分數(shù)高達30%的奧氏體型鎳基耐蝕合金。它不僅在含氯化物溶液或氫氧化鈉溶液中具有比600、800和304不銹鋼等更優(yōu)異的抗應力腐蝕開裂能力，而且具有高的強度、良好的冶金穩(wěn)定性和優(yōu)良的加工特性。國內目前試生產(chǎn)的690合金管可以很好地把晶粒尺寸控制在該范圍，但有些合金管還是達不到腐蝕性能要求，主要就是690合金管的組織均勻性控制差，這直接造成了合金內部不同部位的電極電位差異，有可能加重合金在服役高溫水介質腐蝕中的晶間腐蝕及應力腐蝕。
北京科技大學材料科學與工程學院楊亮等人針對國產(chǎn)690合金成品管晶粒組織均勻性控制差的問題，引入不均勻因子Z評定組織均勻性，設計單、雙道次冷軋和退火實驗.實驗結果表明：690合金荒管經(jīng)變形量50%的單道次冷軋，在1100℃下保溫5min的中間退火處理后晶粒組織最均勻;荒管經(jīng)一二道次變形量依次為50%、70%的雙道次冷軋，兩道冷軋工序之間采用1100℃保溫時間5min的中間退火，最后在1060℃下保溫5min或者1100℃保溫3min進行固溶處理獲得的組織均勻性最好。
