缝隙腐蚀是引发PWR核电站关键设备环境失效的主要原因之一，主要发生在堆芯燃料元件组件和格架之间、控制棒驱动机构、蒸汽发生器传热管与管板的胀接处、传热管与支撑板之间、管板上方结垢沉淀区等部位。缝隙腐蚀位置隐蔽、孕育期长、无明显预兆、难以监测，一旦开始，其速率会迅速增加并导致材料严重破坏。由于模拟实验困难，核电结构材料在高温高压水环境中的缝隙腐蚀的研究十分匮乏，对机理的认识也不清楚。实验室自主研发了适用于高温高压水环境中浸泡缝隙腐蚀研究的人工缝隙模拟装置，能够有效的构造缝隙并精确调节缝隙的几何尺寸，成功地应用于350oC、20 MPa以下高温高压水环境的缝隙腐蚀模拟研究（ZL 2013 1 0474104. 1）。研究发现，缝隙宽度改变缝隙内溶解氧分布，进而导致缝隙内电位降差异：当缝隙宽度为125 ？m时，缝隙内电位会下降至Fe3O4尖晶石稳定区，但最稳定的仍是FeCr2O4氧化物；当缝隙宽度为250 ？m时，缝隙内电位会降至FeCr2O4的稳定区，但最稳定的仍是Fe2O3氧化物。缝隙深度主要影响缝隙内溶液的pH值：当缝隙深度为6 mm时，缝隙内形成的氧化物主要是FeCr2O4；当缝隙深度为8 mm时，缝隙内溶液pH值会下降至小于4.5而导致尖晶石氧化物溶解。上述工作进展已在线发表于Corrosion Science, 2016, Doi: 10.1016/j.corsci.2016.04.049.