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。因此，研究PWR核电厂SG传热管用690合金在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。 

　　中科院金属所核电材料腐蚀课题组在国家自然科学基金面上项目（51971230）、辽宁省博士科研启动基金计划项目（2020-BS-005）及中科院金属所创新基金（SCJJ-2013-ZD-02）的共同支持下，研究了690合金/405不锈钢异种金属在含氯水中的缝隙腐蚀电化学行为。缝隙内690合金与405不锈钢之间的电偶作用导致缝隙内690合金由阳极向阴极转变，腐蚀过程被抑制；最终，缝隙外690合金作为阴极发生吸氧反应，缝隙内690合金作为阴极发生析氢反应，两者共同促使缝隙内405不锈钢作为阳极发生活性溶解。相关研究成果已发表在Journal of Nuclear Materials 575 (2023) 154226。 

（a）异种金属缝隙腐蚀电化学测试装置（b，c）690合金/405不锈钢在缝隙腐蚀过程中耦合电位及各金属腐蚀电流的变化趋势