镍基合金690广泛用于制造压水堆（PWR）核电站压力边界—蒸汽发生器（SG）传热管，其在长期服役过程中可能遭受环境疲劳损伤。实验室利用自主研发的高温高压水应变原位实时监测系统（ZL 2013 1 0554160. 6）及扁舟状疲劳试样（ZL 2013 2 0175058. 0），研究了溶解氧（DO）对PWR核电站SG用690合金传热管高温高压水腐蚀疲劳（CF）性能的影响，发现传热管在高DO（5500 ppb）条件下的疲劳寿命长于低DO（<5 ppb）条件下。DO<5 ppb时，CF实验后传热管试样内弧面粗糙不平，有较多二次裂纹，裂纹萌生处明显凹陷；而DO=5500 ppb时，CF试验后传热管内弧面较为平直，二次裂纹较少。DO<5 ppb时，传热管试样表面氧化膜非常薄（厚度为纳米级），膜中富Cr、Ni而贫Fe；DO=5500 ppb时，氧化膜明显较厚（厚度约为1.36 μm），膜中富Fe、Ni而贫Cr。690合金传热管在高DO条件下的疲劳寿命更长与DO对疲劳裂纹萌生机制的影响有关：高DO条件下，氧化膜生长速度加快，同时本体溶液中含有更多的铁离子，促进NiFe2O4尖晶石的形核生长，加快破裂的氧化膜修复过程，抑制了金属的选择性溶解，从而阻止了CF裂纹萌生。上述工作进展已发表于Corrosion Science 102 (2016) 394–404。