金屬材料在疲勞過(guò)程中，試樣內部的微觀(guān)組織結構、缺陷的形態(tài)、位錯組態(tài)等總會(huì )發(fā)生變化。宏觀(guān)上有表面粗糙度和表面裂紋等的改變。這些變化必然引起材料本身的物理性質(zhì)、化學(xué)性質(zhì)的變化。這種微觀(guān)和宏觀(guān)的變化與疲勞的各個(gè)階段密切相關(guān)。近年來(lái)，溫度直接測量法、聲發(fā)射方法得到了很好的發(fā)展。

新發(fā)展的測溫方法，可以靈敏地測量出疲勞試樣表面的溫度變化。把微小的熱敏電阻探頭粘貼在材料試樣上，該熱敏電阻將試樣的溫度變換成相應的電阻。采用事先標定的電阻值與溫度之間的對應關(guān)系就可得到溫度的變化，靈敏度達0.001℃。在X52鋼和TiNi形狀記憶合金上的測試結果表明，金屬材料在拉伸彈性變形時(shí)，試樣的溫度降低，卸載時(shí)試樣的溫度升高，而在壓縮彈性變形時(shí)，試樣的溫度升高，卸載時(shí)試樣的溫度降低。溫度變化的幅度與彈性應變幅呈線(xiàn)性關(guān)系。循環(huán)塑性變形時(shí)，金屬材料試樣的平均溫度隨著(zhù)循環(huán)周次的增加而持續升高，最終由于試樣與環(huán)境的溫度差不斷增大，向環(huán)境放熱的速率也不斷增加，試樣的溫度最終穩定在一個(gè)固定的值附近。試樣的溫度在一周循環(huán)內也發(fā)生波動(dòng)，波動(dòng)的幅度與發(fā)生彈性應變時(shí)試樣的溫度波動(dòng)幅度相當。

雖然人們已經(jīng)成功地采用聲發(fā)射方法測量了疲勞裂縫擴展，但對于腐蝕疲勞過(guò)程，特別是對陽(yáng)極溶解型腐蝕疲勞卻很難獲得理想結果。對LY12CZ鋁合金、鎂合金在3.5%NaCl水溶液中不同電位下極化的聲發(fā)射測量表明，聲發(fā)射事件率與電流密度近似呈線(xiàn)性關(guān)系。電流密度的大小直接影響聲發(fā)射事件的發(fā)生率，說(shuō)明無(wú)論是陽(yáng)極溶解還是鋁合金的陰極腐蝕都能誘發(fā)位錯的運動(dòng)和增殖，成為重要的聲發(fā)射源。分析發(fā)現，氫致開(kāi)裂的聲信號與陽(yáng)極溶解有顯著(zhù)不同，因此，采用該方法可以明顯地判定腐蝕疲勞過(guò)程的機制是陽(yáng)極溶解型還是氫脆型。

（一）鎂合金的腐蝕疲勞

鎂合金是最輕的金屬結構材料，也是深圳壓鑄公司常用的原料之一。由于鎂的蘊藏量很高，近年來(lái)鎂的生產(chǎn)成本降低，且比重輕，在全世界的應用逐漸增加。鎂合金具有很高的比強度、很好的導電和導熱性、易于回收等許多優(yōu)點(diǎn)，在飛機、汽車(chē)等交通運輸工具中使用則可節約大量的能源，因此具有廣泛的應用前景。鎂的自腐蝕電位低，與其他結構材料相比，鎂合金的耐腐蝕性最差，故而常被用做犧牲陽(yáng)極。由于結構件的服役條件通常是在腐蝕環(huán)境下（大氣也是腐蝕性環(huán)境）受到循環(huán)應力的作用，會(huì )導致結構件的腐蝕疲勞失效。有關(guān)鎂合金腐蝕疲勞的研究結果很少，而推動(dòng)鎂合金的應用必須有完整的數據，深入認識鎂合金的腐蝕機理，并采用適當的防護措施。

鎂合金在空氣中的疲勞裂紋源是第二相開(kāi)裂所致。在含氯離子溶液中，蝕坑為疲勞裂紋源。氯離子濃度越高裂紋越易萌生、裂紋擴展越快。蝕坑的尖銳程度和蝕坑深度是控制裂紋萌生的兩個(gè)參數。在深度相近的條件下，尖銳蝕坑比半球形蝕坑更具有損傷性。

力學(xué)因素對鎂合金的疲勞性能的影響很大。鎂合金腐蝕疲勞過(guò)程中，存在加載頻率效應。在一定的加載頻率范圍內其疲勞壽命（斷裂循環(huán)周次）隨著(zhù)頻率的降低而降低。裂紋萌生周次和穩定擴展周次隨著(zhù)頻率的增加逐漸增加。并且裂紋萌生周次占疲勞壽命的比例也增加。裂紋萌生時(shí)間也吻合蝕坑裂紋萌生模型。

介質(zhì)濃度對鎂合金疲勞性能存在很大影響。隨著(zhù)Cl-濃度的增加，鎂合金的腐蝕疲勞壽命降低。

采用聲發(fā)射測量后的能量判據可以有效區分腐蝕疲勞裂紋萌生壽命、裂紋擴展壽命、瞬斷壽命之間的比例關(guān)系。隨著(zhù)腐蝕介質(zhì)的濃度增加，裂紋萌生比例降低，瞬斷比例增加。前者是因為濃度增加，腐蝕速度增加；后者則是由于腐蝕性離子不僅顯著(zhù)降低材料的拉伸強度，同時(shí)也顯著(zhù)降低材料的塑性，這樣的降低主要來(lái)自于材料中氫的作用。

（二）核電材料的腐蝕疲勞

輕水堆核電站設備的服役弱（老）化問(wèn)題貫穿于設計、建造、運行、維護、延壽及退役的全壽命范圍，尤其是反應堆冷卻系統壓力邊界的壽命設計、管理和預測是影響整個(gè)核電站運行安全性和經(jīng)濟性的關(guān)鍵問(wèn)題之一。保證核電站在壽命期間的結構完整性，主要取決于壓力邊界的安全設計、合理選材及物理防護、老化管理和壽命評價(jià)等。壓力邊界材料的服役條件為高溫、高壓、輻射、特殊水化學(xué)環(huán)境及承受一定應力（熱應力或機械應力等），其腐蝕疲勞問(wèn)題對結構完整性和安全性至關(guān)重要。由于缺乏直接的實(shí)驗證據，目前國內外對高溫高壓水環(huán)境下核電材料腐蝕疲勞裂紋的起始和擴展機理仍存在很大爭議。從工程設計角度，結構完整性首先基于其安全合理的設計標準或曲線(xiàn)。ASME疲勞設計曲線(xiàn)及在此基礎上發(fā)展的設計標準已經(jīng)廣泛應用于世界各國的核電站壓力邊界的設計。但近些年來(lái)美國、日本和中國等的實(shí)驗結果均表明，在特定環(huán)境和載荷因素的聯(lián)合作用下，核電材料在高溫高壓水中的疲勞壽命比空氣中顯著(zhù)降低，且降低程度依賴(lài)于應變速率、水化學(xué)和材料狀態(tài)的變化。說(shuō)明如果按當前ASME設計標準設計核電壓力邊界可能存在潛在的安全裕度不足的問(wèn)題。因此，如何在疲勞設計標準中充分考慮材料、力學(xué)、環(huán)境因素的交互作用，是當前世界核電材料疲勞設計和評價(jià)亟待解決的難題之一。日本和美國的研究人員率先開(kāi)展了嘗試研究，最具代表性的是日本TENPES/EFD提出的環(huán)境疲勞壽命校正因子模型和美國ANL提出的統計模型。

在借鑒國外研究經(jīng)驗的基礎上，通過(guò)深入認識高溫高壓水腐蝕疲勞開(kāi)裂機理，中國科學(xué)院金屬研究所發(fā)展了植入環(huán)境損傷效應的核電關(guān)鍵材料的疲勞壽命設計模型，建立了便于工程應用的環(huán)境疲勞設計曲線(xiàn)及環(huán)境疲勞安全評估流程，嘗試開(kāi)展了核電站實(shí)際壓力邊界設備的疲勞損傷評估和疲勞延壽評估研究。