690合金被认为是继18-8不锈钢600合金和800合金之后，用于核电站压水堆蒸发器的最佳耐应力腐蚀材料，具有高的强度良好的冶金稳定性和优良的加工特性。在压水反应堆中，通常向一回路添加氢氧化锂中和硼酸，使一回路冷却剂在大部分循环过程中维持在推荐pH值水平。由于冷却水回路中经常会带入Cl－，因此Cl－对690合金在氢氧化锂中和硼酸溶液中的腐蚀性能有一定影响。
通过动电位极化、电化学阻抗、动电位电化学阻抗谱和电容测量等实验研究，690合金在有无Cl－的核电一回路模拟溶液中都存在着一定范围的钝化区间，随着极化值的增大，电流密度逐渐增大，并且存在明显的二次钝化现象。690合金在含Cl－溶液中电荷转移电阻比无Cl－溶液中的小，模拟溶液中Cl－使得690合金防腐蚀能力降低。动电位电化学阻抗谱表明，690合金在两种模拟溶液中的钝化膜变化趋势相似，这与极化曲线结果相吻合。690合金在两种模拟溶液中都形成n--p结构膜，但在不同电位区间钝化膜表现出不同的半导体性质，Cl－的加入使得膜中的施主/受主密度增大，降低了膜的保护性。(金也)
