蒸汽发生器是核电站的重要设备，与反应堆冷却剂相通的蒸汽发生器换热管的内侧称为一回路系统，而与蒸汽发生器换热管外侧相连的部分称为二回路系统，一回路液体带有致命的放射性，而二回路是一个常规的无放射性动力系统，蒸汽发生器是一个产生蒸汽的设备，又是一个隔离一、二回路的设备。因此，在蒸汽发生器工作期间，一、二回路不能有一点点泄露，否则造成放射性事故。换热管胀接后内壁会有残余拉应力，加上一回路中有硼酸和氢氧化锂的高温高压水介质腐蚀作用可能会导致换热管发生应力腐蚀开裂（SCC），所以研究镍基合金690换热管SCC抗力至关重要。本研究制取C型环、胀接管、管板三种试样，分为应力测量标定和腐蚀试验两大部分。应力测量标定部分对于C型环采用静态应变测试仪标定其外壁环向应力，并分析出C型环外壁应力衰减量较大的主要原因是聚四氟乙烯绝缘垫片在腐蚀溶液中被挤扁变薄，致使C型环沿加载方向的形变量减小。对于胀接管是采用盲孔法、切片法测胀接管内壁残余应力，并从应变片粘贴质量、钻孔偏心、钻孔时引起的附加应变等多个方面分析盲孔法测胀接管内壁残余应力的误差。此外，将试样块截面管板处布点用X射线应力测定仪测量其残余应力。腐蚀试验分为C型环腐蚀试验、胀接管腐蚀试验、管板腐蚀试验。按照ASTM标准将试样完全暴露在沸腾MgCl₂溶液（MgCl₂质量分数45.5%，沸点155℃）中进行加速SCC试验来表征换热管的SCC行为。腐蚀试验中每隔一段时间（12h，24h）取样观测记录，研究试样应力腐蚀开裂规律、点腐蚀规律并进行腐蚀速率计算分析。部分试样最高累计腐蚀时间达到456h，各试样均没有发生SCC，与曾用于核电蒸汽发生器换热管材料的304、316不锈钢在相同腐蚀条件下累计腐蚀100h-300h发生SCC相比，镍基合金690抗SCC能力很强。试验研究还表明镍基合金690点腐蚀严重程度与拉应力值大小无关，与累计腐蚀时间长短有关，胀接管、管板平均腐蚀速率随着累计腐蚀时间的增长而减小最后趋于稳定。