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采用ASTM A262标准中的评估方法,对压水堆核电站核岛主设备用新型高Cr镍基焊接材料(FM 52MSS)经过620℃保温29 h焊后热处理后的组织以及氧化性介质中的腐蚀行为进行了分析和试验。试验结果表明,熔敷金属经过焊后热处理,晶界上有细小的富Cr碳化物析出,熔敷金属在氧化性介质中的耐蚀性能明显下降,试样表面发生了多种局部腐蚀行为。由于在晶界上有富Cr的碳化物析出,晶界附近出现贫Cr是导致焊缝金属晶间腐蚀敏感性升高的主要原因。热处理过程中枝晶间元素的再分配引起了熔敷金属枝晶间腐蚀。