690合金被認(rèn)為是繼18-8不銹鋼600合金和800合金之后，用于核電站壓水堆蒸發(fā)器的最佳耐應(yīng)力腐蝕材料，具有高的強(qiáng)度良好的冶金穩(wěn)定性和優(yōu)良的加工特性。在壓水反應(yīng)堆中，通常向一回路添加氫氧化鋰中和硼酸，使一回路冷卻劑在大部分循環(huán)過程中維持在推薦pH值水平。由于冷卻水回路中經(jīng)常會(huì)帶入Cl－，因此Cl－對(duì)690合金在氫氧化鋰中和硼酸溶液中的腐蝕性能有一定影響。

通過動(dòng)電位極化、電化學(xué)阻抗、動(dòng)電位電化學(xué)阻抗譜和電容測(cè)量等實(shí)驗(yàn)研究，690合金在有無Cl－的核電一回路模擬溶液中都存在著一定范圍的鈍化區(qū)間，隨著極化值的增大，電流密度逐漸增大，并且存在明顯的二次鈍化現(xiàn)象。690合金在含Cl－溶液中電荷轉(zhuǎn)移電阻比無Cl－溶液中的小，模擬溶液中Cl－使得690合金防腐蝕能力降低。動(dòng)電位電化學(xué)阻抗譜表明，690合金在兩種模擬溶液中的鈍化膜變化趨勢(shì)相似，這與極化曲線結(jié)果相吻合。690合金在兩種模擬溶液中都形成n--p結(jié)構(gòu)膜，但在不同電位區(qū)間鈍化膜表現(xiàn)出不同的半導(dǎo)體性質(zhì)，Cl－的加入使得膜中的施主/受主密度增大，降低了膜的保護(hù)性。(金也)