传热管是压水堆核电站一、二回路间的重要屏障，是核用蒸汽发生器的关键部件之一。然而，在蒸汽发生器的制造和装配过程中（尤其是穿管时），难以避免地会在传热管表面形成不同深度的划伤。更值得一提的是，这些表面划伤常出现在传热缝隙处。相较于其他区域，传热缝隙处的水化学条件更为苛刻，常会出现Cl^-、S₂O₃^2-等杂质离子聚集的现象（局部浓缩程度可达六个数量级）。发生明显变形的表面划伤区域化学活性、残余应变高，在杂质离子的作用下，极易发生应力腐蚀开裂。在世界范围内，已有多起由划伤导致传热管应力腐蚀的案例。近期，重点实验室在中国科学院青年创新促进会（2022187）、国家自然科学基金（No.51771211）、国家重点研发计划（No.2019YFB1900904）和中科院核用材料与安全评价重点实验室开放课题（No. 2021NMSAKF01、2022NMSAKF03）的联合支持下，研究了690TT合金传热管划伤区在含氯介质中的应力腐蚀开裂行为。结果表明，在含氯环境中，划伤会削弱690TT传热管材料的耐应力腐蚀性能；随着划伤深度的增加，其应力腐蚀敏感性增强。与碱性浓缩工况中被动产生SCC的机制（择优氧化及氧化物楔入应力）不同，含氯介质中划伤区SCC萌生主要源于氯离子主动破坏（点蚀作用）。并且，划伤区具有较高的残余应变和较高比例的随机大角度晶界，在点蚀作用的诱导下，应力腐蚀裂纹极易沿高活性的变形组织持续扩展。相关研究结果已在腐蚀领域权威期刊《Materials and Corrosion》上发表：Stress corrosion behavior of scratched Alloy 690TT steam generator tube in chlorine-containing high-temperature pressurized water, Materials and Corrosion, (2022).