镍基合金690是压水堆（PWR）核电厂蒸汽发生器（SG）传热管常用材料。长期服役过程中，PWR二次侧SG传热管与支撑板（TSP）、传热管与管板（TTS）、传热管与沉积物之间传热缝隙内的杂质离子如Cl^-、SO_X和Pb等可浓缩10⁴-10⁸倍，造成缝隙内局部溶液异常酸化或碱化，导致690合金发生严重缝隙腐蚀。因此，研究690合金在高温高压含侵蚀性杂质离子溶液中的缝隙腐蚀行为与机理，是理解SG传热管服役失效、保障其运行安全的关键。已有研究工作主要集中在S₂O₃^2-和Cl^-对690合金在模拟缝隙溶液中的点蚀或均匀腐蚀的协同影响，仍缺乏杂质离子对缝隙腐蚀影响的研究。 

　　课题组在国家自然科学基金面上项目（51971230、51671201）的支持下，研究了S₂O₃^2-和溶解氧（DO）浓度对690合金在高温高压NaCl水溶液中缝隙腐蚀行为的影响。发现在290^oC含氧NaCl水溶液中，S₂O₃^2-可以消耗溶液中的DO，抑制690合金的腐蚀；缝隙内Cr³⁺水解导致缝隙溶液pH_T值降低并形成Cr(OH)₃，缝隙内浓缩的H⁺和Cl-导致金属发生活性溶解。在290^oC除氧NaCl水溶液中，加入S₂O₃^2-可促进缝隙内基体和TiN夹杂物处发生点蚀；S₂O₃^2-的还原产物S⁰和S^2-可进入氧化膜中形成硫化物，影响氧化膜的厚度和成分；S⁰和S^2-导致缝隙外氧化膜变厚，缝隙内氧化膜变薄。相关研究结果已发表于Journal of Materials Science & Technology, 66, 2021, 163-176。 

　　690合金在290^oC含杂质离子水中浸泡200 h后的缝隙腐蚀特征及过程示意图NC1: 10^-2 mol/L NaCl，未除氧；NC2： 10^-2 mol/L NaCl + 10^-4 mol/L Na₂S₂O₃，未除氧；NC3： 10^-2 mol/L NaCl，除氧； NC4： 10^-2 mol/L NaCl + 10^-4 mol/L Na₂S₂O₃，除氧