蒸汽发生器位于压水堆（PWR）核电站的一回路与二回路的交界处，其传热管作为压力边界，管内侧为一回路系统的高温高压 B/Li 溶液，管外侧为二回路系统的高温高压水/蒸汽混合体系，服役环境极端苛刻。在目前的 PWR 核电站中，镍基合金 690TT 由于具有非常强的晶间腐蚀抗性与应力腐蚀开裂抗性，已经成为了蒸汽发生器传热管的最主要材料。然而，由于二回路系统中的流致振动，蒸汽发生器传热管还面临着微动腐蚀失效的风险。但是，在高温高压水中进行690传热管微动磨损试验非常困难。目前，多数研究是在常温水、常温空气或者高温常压气体中进行的，这已经远远偏离了传热管实际的服役工况条件。为了弄清二回路水温度对690传热管微动磨损行为的影响，并明确先前常温水中的试验能否反映高温高压水中的情形，实验室在不同温度的纯水中进行传热管的微动磨损试验，发现：（1）摩擦系数随着温度的增加而减小；（2）磨痕的宽度随着温度的增加而增大；（3）磨损机制随着温度不同而不同；室温下最主要的磨损机制是黏着磨损；100 ℃条件下主要的磨损机制是磨粒磨损，同时有剥层磨损存在；200 ℃条件下磨粒磨损呈主导地位；（4）磨损引起的损伤，包括纳米晶 TTS 层的形成、残余应变高度集中的滑移变形带的形成以及微裂纹的产生都会弱化压水堆核电站中蒸汽发生器传热管的后续服役性能。相关研究结果已发表于：ActaMetallurgicaSinica（English Letters）, 32, 2019, 1437–1448。 

　　690合金传热管不同温度中的磨痕形貌、磨痕截面轮廓、最大磨损深度和截面微观组织形貌