晶间腐蚀是核电蒸汽发生器用690合金传热管的主要腐蚀形式之一。690合金是一种铬的质量分数约为30％的奥氏体型镍基耐蚀合金。国内外学者对其组织演变和晶间腐蚀机理的研究结果表明，690合金的晶间腐蚀主要由一定条件下晶界快速析出富Cr碳化物造成的晶界贫Cr而引起。由于690合金中碳化物析出涉及复杂的多元相平衡及多元相扩散问题，对其晶界贫Cr行为的动力学演变规律研究主要以试验测量的方式进行。
科研人员利用Thermo-Calc、DICTRA软件及其数据库，建立碳化物长大-Cr原子扩散模型，进行镍基690合金晶界贫Cr区演变的动力学模拟研究，并与扫描透射电子显微分析和能谱分析技术得到的合金晶界Cr含量实测值相比较，验证模型的合理性。
结果表明：600~800℃敏化温度范围内进行等温处理时，敏化初期M23C6颗粒长大速度快，尺寸迅速增大；一定时间后长大速度急剧下降，尺寸增速减缓直至M23C6颗粒达到稳定的尺寸。等温条件下晶界Cr含量变化与敏化时间密切相关，敏化初期碳化物快速长大是影响晶界附近最低Cr含量的主要原因；而随着敏化时间延长，晶内Cr原子向贫Cr区的扩散愈加充分，贫Cr区最低Cr含量逐渐提高。该模型计算得到的晶界附近最低Cr含量值接近实测值，该模型可准确预测不同敏化过程中的晶界附近最低Cr含量。