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。近期核电材料腐蚀研究组在国家自然科学基金面上项目（51971230、51671201）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：Nodular corrosion inside the crevice of Alloy 690 in deaerated high-temperature chloride solution, Corrosion Science, 185, 2021, 109442。