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一次侧温度高于二次侧，HTC中容易发生局部沸腾，造成HTC中的杂质（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。 

　　中科院金属所核电结构材料的环境疲劳性能评价课题组在国家自然科学基金面上项目（51971230）、辽宁省博士科研启动基金计划项目（2020-BS-005）和中科院金属所创新基金（SCJJ-2013-ZD-02）的共同支持下，研究了690合金/405不锈钢异种金属在含氯水中的缝隙腐蚀电化学行为。缝隙内690合金与405不锈钢之间的电偶作用导致缝隙内690合金由阳极向阴极转变，腐蚀过程被抑制；最终，缝隙外690合金作为阴极发生吸氧反应，缝隙内690合金作为阴极发生析氢反应，两者共同促使缝隙内405不锈钢作为阳极发生活性溶解。相关研究成果已发表于Journal of Nuclear Materials，575，2023，154226。 

（a）异种金属缝隙腐蚀电化学测试装置（b，c）690合金/405不锈钢在缝隙腐蚀过程中耦合电位及各金属腐蚀电流的变化趋势

 

（核电结构材料的环境疲劳性能评价研究组 供稿）