20世纪70年代以前，国际上一直普遍采用 Inconel 600 合金作为核电站压水堆蒸汽发生器传热管的材料，（但1970年一蒸汽发生器管损坏成了压水堆的致命缺陷。经Tatone的系统研究发现，应力腐蚀开裂是压水堆蒸汽发生器管损坏最重要的原因，从此开始寻找具有更好应力腐蚀开裂抗力的材料。人们大量对比分析研究发现，Inconel 690 合金即为可以取代Inconel 600合金（表1-2)作为核电站压水堆蒸汽发生器传热管的理想材料。Inconel 690合金是一种含30%铬的奥氏体型镍基耐蚀合金，它不仅在含氯化物溶液和氢氧化钠溶液中具有比Inconel600、Incoloy800、304不锈钢优异的抗应力腐蚀开裂能力，还具有高的强度、良好的冶金稳定性和优良的加工特性。特别是在各种类型的高温水中，Inconel 690合金显示出了低的腐蚀速率和优异的应力腐蚀开裂抗力，对于核蒸汽发电站来说，这是一些理想的特性。据G.S.Was报道，在美国被广泛用作核反应堆蒸汽发生器传热管的 Inconel 600 合金，对晶间浸蚀和晶间应力腐蚀开裂有高的敏感性，在其一次循环侧和二次循环侧都遭受到了严重的晶间开裂的危害，而Inconel 690 合金却恰恰具有在各种水环境中不受晶间应力腐蚀开裂影响的特点。Inconel 690 合金与Inconel 600合金在成分上的差异仅仅在于Cr含量不同。前者含30.0%Cr,后者含15.5%Cr。因此，相对于Inconel 600合金而言，性能优异而成分并不复杂，是Inconel 690合金的又一特点。
690合金多在退火态使用，在室温和高于室温的温度范围内，690合金保持较高的强度并具有很好的塑性。表1-3为室温下对退火试样进行拉伸试验的结果，表明拉伸性能与材料状态和尺寸有密切关系，图1-6显示了从室温到982℃时材料的拉伸性能，该曲线代表了产品冷加工和热加工的平均取值。图1-7为 690合金常温下在不同形变速率下的应力应变曲线，在室温下应变速率比较小（10-3~10-1)时，合金对应变速率的敏感性很低，但随着应变速率的增大，敏感度增大的幅度提升很快。而对于加工硬化率来说，在所有实验加工速率下，加工硬化率都随着应变的增加而降低。
690合金的主要性能要求是抗晶间应力腐蚀的能力。而晶界的铬贫化、杂质向晶界的偏析、晶间碳化物及其对应力集中的力学效应，都是引起材料腐蚀的原因。因此需对精确控制合金成分、选择最佳的化学成分范围、有微量元素处理技术
以及低成本、高纯度、低杂质含量，同时又能满足钢综合性能的冶炼工艺进行研究。核电蒸汽发生器传热管表面质量要求高，尺寸控制严格，需进行特殊的热处理，采用一般轧制、热处理设备，通常的工艺很难达到要求。需要对制管的工艺，进行优化研究，包括挤压、冷拔、冷轧、弯管的制造工艺及中间产品的退火工艺。
690合金U型管在制造过程中要经过两道真空热处理工艺，一道是在直管无损检测后，另一道是在弯管后。其目的是消除制造应力，改善铬的贫化，优化析出碳化物的形态，消除管弯曲后产生的应力。通过研究TT热处理工艺对管材性能的影响，确定TT热处理工艺制度。
