镍基合金690是PWR核电站蒸汽发生器（SG）传热管的主要制备材料之一。长期服役过程中，PWR核电站二回路SG传热管与管板的胀接处、传热管与支撑板之间、管板上方结垢沉淀区等部位均可能发生缝隙腐蚀，威胁电站的运行安全。缝隙腐蚀发生的位置隐蔽，无明显预兆且难以监测，一旦开始，其速率会迅速增加并导致材料严重破坏。目前国内外对SG传热管材料在高温高压水环境中的缝隙腐蚀的研究报道较少，相关损伤机理的认识仍不清楚。 

　　课题组在国家自然科学基金面上项目（51671201）支持下，采用自主研发的人工缝隙模拟装置（ZL 2013 1 0474104. 1），依据正式发布的核学会团体标准（T/CNS 14-2019），研究了核用690合金在高温高压水环境中的缝隙腐蚀行为，结合热力学分析与腐蚀产物膜的表征，揭示了690合金高温高压水缝隙腐蚀机理。发现缝隙几何会造成不同的水化学和电位降，导致缝隙内腐蚀产物差异明显。缝隙口处主要形成密集的NiO和NiFe₂O₄，由Ni²⁺和Fe²⁺析出导致；缝隙内近缝隙口处主要形成NiCr₂O₄、NiO、Cr₂O₃、Ni(OH)₂和Cr(OH)₃；缝隙深处则主要由Cr(OH)₃和FeCr₂O₄外层与连续的Cr₂O₃内层构成；缝隙内的Cr³⁺会发生水解形成Cr(OH)₃使溶液酸化，且随缝隙深度增大水解变得更加严重。解释了690合金在高温高压水中缝隙腐蚀的损伤过程。上述研究结果可为PWR核电站SG的安全运行提供理论依据。相关研究结果已发表于Journal of Nuclear Materials, 515, 2019, 326-337.