核电具有低污染、效益高的特点,在缓解能源危机的同时可以降低碳的排放,是当今世界上大规模可持续供应的主要能源之一。蒸汽发生器为压水堆核电站的主要构件。为满足苛刻条件,压水堆蒸汽发生器传热管材料早期曾使用奥氏体不锈钢。但奥氏体不锈钢发生过严重的应力腐蚀开裂（SCC）问题,后被耐热、耐腐蚀合金Inconel-600合金替代,后来600合金也出现过SCC问题。690合金被认为是目前最好的第三代压水堆蒸汽发生器传热管材料。如果要延长反应堆运行的服役寿命,以及继续提高反应堆运行的参数（如温度及压力）,690合金做成的传热管在寿命后期也可能出现失效问题。曾经做为蒸汽发生器传热管材料的合金都是Ni-Cr-Fe体系,其存在的问题也是相近的。沿晶界的腐蚀问题一直都是这些材料的主要失效原因,因此,有必要对Ni-Cr-Fe合金（690合金与304奥氏体不锈钢）晶界相关的问题进行研究,以进一步提高其服役寿命。本工作应用原子探针层析（APT）技术、高分辨透射电子显微镜（HRTEM）、扫描电子显微镜（SEM）与电子背散射衍射（EBSD）技术研究了690合金与304不锈钢中晶界处的偏聚情况、碳化物析出行为、及其对晶间腐蚀的影响。得出以下主要结论:（1）杂质原子或溶质原子向690合金与304不锈钢中同一条晶界处不同区域的偏聚倾向是不同的。杂质原子或溶质原子在晶界面上发生偏聚时并非是均匀分布的,存在一定的浓度起伏周期,周期变化的尺度约为7.2 nm。这种周期性的变化也反映了晶界结构的特征。（2）在晶界处Cr23C6形核之前,C原子与Cr原子会向690合金与304不锈钢的晶界处偏聚,形成共偏聚区。但是它们不是正好偏聚在晶界的核心区域,而是共偏聚在晶界的一侧,晶界处于此侧晶粒的高指数面。在C-Cr共偏聚区内,因偏聚而多余的Cr原子数可以多于形成碳化物所需要的Cr原子数,但是如果C的浓度过低会使碳化物无法形核。当晶界处C含量大于0.3 at.%时才会形成C-Cr共偏聚区,而在晶界处C含量小于0.2 at.%时观察不到C-Cr共偏聚区。（3）碳化物在晶界上析出时,在晶界面处于高指数晶面的一侧晶粒中形核,且与其具有共格的取向关系。碳化物会向与其无共格取向关系一侧生长得更快一些。碳化物生长过程中,碳化物与基体之间的界面可分为平直与弯曲。在基体与碳化物无共格取向关系一侧,碳化物与基体之间的界面主要为弯曲片段,界面无特定取向。在基体与碳化物存在共格取向关系一侧,随着时效时间的延长,碳化物与基体之间平直的界面片段越来越多,这些平直的界面处在{111},{002},{011}等低指数面。（4）在碳化物与基体平直的界面附近,观察到Cr元素在低指数晶面上周期性偏聚。在弯曲界面附近,基体与碳化物之间存在过渡相,过渡相尺寸最宽仅约30nm,这种过渡相为密排六方结构,其晶格常数为:与基体具有（111）γ//（0001）_hcp,（1-1-1）γ//（11-2-1）_hcp,（200）γ//（11-22）_hcp的取向关系。（5）晶界附近贫Cr区的Cr浓度梯度也是影响其耐晶间腐蚀性能的重要原因,而不仅是贫Cr区的深度。经过晶界工程（GBE）处理后,样品的耐晶间腐蚀能力明显提高,GBE样品的腐蚀失重要比非GBE样品的明显低。GBE样品晶间腐蚀主要沿晶粒团簇外围的随机晶界扩展。晶粒团簇脱落困难,能够阻止晶间腐蚀向样品内部扩展,有效的保护下层显微组织。