压水堆（PWR）核电厂的蒸汽发生器（SG）传热管长期服役时二次侧容易发生缝隙腐蚀失效。SG与支撑板（TSP）之间的传热缝隙（HTC）是发生缝隙腐蚀的主要部位。SG一次测温度高于二次侧，HTC中容易发生局部沸腾，造成HTC中的杂质离子（如Cl^-、S^x 和Pb 等）发生浓缩（浓缩系数可达10⁴-10⁸），形成苛刻的局部环境，加速SG传热管的腐蚀失效。因此，研究PWR核电厂SG传热管用690合金在高温高压含侵蚀性杂质离子溶液中的缝隙腐蚀行为与机理，是理解SG传热管服役失效、保障其运行安全的关键。近期实验室在国家自然科学基金面上项目的支持下，研究了690合金在高温高压除氧NaCl水溶液中的缝隙腐蚀行为。发现在酸性缝隙溶液中，富Cr氧化物稳定而富Ni氧化物不稳定，导致缝隙内氧化膜富Cr贫Ni，而缝隙外氧化膜富Ni贫Cr。缝隙内富Cr氧化膜保护性较好，且缝隙内溶出的大量Ni²⁺无法沉积形成氧化物，导致缝隙内氧化膜比缝隙外氧化膜薄。缝隙内发生疖状腐蚀：疖的中心氧化物富Cr，周围氧化物富Ni；中心氧化物有许多Cl^-和O₂向内扩散的快速通道，有利于疖状腐蚀的发展。缝隙几何限制了缝隙内金属离子向缝隙外扩散，导致了疖状腐蚀的自催化效应，促进了疖状腐蚀。相关研究结果已发表于Corrosion Science, 185, 2021, 109442。 

690合金缝隙样品在290^oC、0.01 mol/L NaCl水溶液中浸泡600 h后氧化膜形貌、缝隙内的疖状腐蚀及其截面的TEM-EDS分析以及氧化膜形成和疖状腐蚀示意图