在压水堆核电站中，690合金传热管广泛应用于蒸汽发生器中。现有的运行经验表明，690传热管与支撑结构尤其是防振条间的微动磨损已经成为其最主要的失效形式。但是，由于受到实验设备的限制，目前的研究主要是在室温空气、室温水和高温空气等非高温高压水环境中开展的，磨损机制完全不同于高温高压水服役环境中，研究结果不能为传热管的寿命预测提供准确的数据。为此，重点实验室核电材料应力腐蚀研究组与中国核动力研究设计院合作，运用实验室研发设备（ZL 2019 2 0289971.0、ZL 2019 2 0463514.9），并依据企业标准（Q/KJ.08.10—2017）和中国核学会团体标准（T/CNS 15-2018），对国产690合金传热管与405不锈钢防振条间的高位高压水微动磨损行为开展研究。首先，研究了不同法向力和位移幅值对690传热管微动磨损的影响，发现：当位移幅值保持不变时，随着法向力的增大，磨损机制由磨粒磨损、剥离和氧化磨损逐渐转变为黏着磨损；当法向力不变时，随着位移幅值的增大，磨损机制由黏着磨损逐渐转变为磨粒磨损和剥离。其次，实现了高温高压水微动磨损过程中摩擦力-位移（Ft-D）曲线的测量及其随磨损周次的变化，实现了基于能量耗散模型的能量磨损系数的计算，大大提高了基于传统Archard模型计算的磨损系数的精度。相关研究结果已发表于：Journal of Nuclear Materials, 529, 2020, 151930。