蒸汽发生器传热管是分隔压水堆核电站一次侧介质和二次侧介质的主要屏障，它对核电厂的安全运行十分重要. 传热管面积占一回路承压边界面积的80%左右，壁厚一般为1~1.2mm，因此传热管是整个一回路压力边界中最薄弱的部分。运行经验表明蒸汽发生器传热管破裂事故在核电厂事故中占首要地位。目前广泛使用含Ni量介于600合金和800合金之间的690合金，后者各方面综合性能优于前者。690合金不仅在氢氧化钠溶液等腐蚀性介质中具有优异的耐腐蚀性能，还具有高的强度、良好的冶金稳定性和优良的加工特性。
苏州热工研究院的学者采用反U型试样，对690合金样品在高压釜内进行了4400h的应力腐蚀实验，以研究其在含Pb溶液中的应力腐蚀规律。利用扫描电镜和能谱仪等分析了690合金在含Pb 高温高压水环境中的应力腐蚀行为。扫描电镜结果表明，690合金在测试溶液中发生穿晶型应力腐蚀开裂，裂纹内部堆积着腐蚀产物，并且Pb掺杂在其中。裂纹区域的元素面扫描表明，690合金表面生成的腐蚀产物膜内层富Cr、外层富Ni，腐蚀产物与基体膨胀系数的差异导致裂纹快速扩展。试样内外表面的腐蚀形貌差异明显，内壁呈晶格网状，外壁呈一定方向性腐蚀沟堑，主要是由于内外表面状态不同造成的。(素年)