压水堆（PWR）核电厂长期服役过程中其蒸汽发生器（SG）传热管与支撑板/管板之间形成的几何缝隙会严重影响缝隙内外氧化膜的形成和生长，而氧化膜的性质和稳定性是影响SG传热管抗腐蚀性能的重要因素。镍基合金690是PWR核电厂SG传热管的主要制备材料之一，而支撑板通常由405不锈钢制造。因此，研究SG传热管/支撑板材料在模拟PWR核电站二次侧高温高压纯水环境中的缝隙腐蚀行为与机理，是揭示其腐蚀损伤机制、控制其服役弱化的关键。 

　　课题组在国家自然科学基金面上项目（51671201）的支持下，运用自主研发的高温高压水人工缝隙模拟试验装置（ZL 2013 1 0474104. 1），依据已正式发布的核学会团体标准（T/CNS 14-2019），研究了405不锈钢对690合金在高温高压水环境中缝隙腐蚀的影响规律与相关机理。发现690合金/405不锈钢异种材料构成的缝隙内外不同区域氧化膜的组成与形貌存在明显差异，405不锈钢对690合金缝隙内氧化膜的形成有显著影响：690合金缝隙外氧化膜主要由稀疏的尖晶石颗粒外层和多孔的NiO内层组成；缝隙口区域的氧化膜外层主要由NiFe₂O₄和Fe₂O₃组成，内层为多孔NiO；缝隙内氧化膜外层主要为Fe₂O₃，缝隙深处氧化膜外层主要是Fe₃O₄，而内层主要由Fe-Cr尖晶石和Cr₂O₃构成。690合金缝隙口区域的氧化膜最厚，是因为该区域溶解氧（DO）浓度较高且缝隙内405不锈钢溶解出来的大量Fe²⁺容易迁移到此处沉积；而690合金缝隙深处的氧化膜最薄，是因为该区域形成连续的保护性富Cr内层及其下的富Ni层，且405不锈钢溶解的Fe²⁺消耗了大部分的DO。相关研究结果已发表于Journal of Materials Science & Technology, 47, 2020, 76-87。 

　　690合金/405不锈钢异种材料构成的缝隙试样在290℃、3 ppm DO的纯水中浸泡500 h后的SEM貌（左）及405不锈钢对690合金高温高压水缝隙腐蚀过程中氧化行为的影响机制示意图（右）