腐蝕疲勞是核電材料服役時的潛在失效形式之一。研究表明，在輕水堆（LWR） 服役高溫高壓水環(huán)境中材料的疲勞壽命顯著下降。當(dāng)前，國內(nèi)外針對LWR材料在高溫高壓水中腐蝕疲勞性能的研究主要集中在溫度、溶解氧（DO）、應(yīng)變速率、應(yīng)變幅、夾雜物等影響因素。然而，LWR核電站實際構(gòu)件中不可避免地存在幾何不連續(xù)處，如壓力容器螺栓表面的螺紋牙、焊接件表面的焊接不連續(xù)等，會造成構(gòu)件局部應(yīng)力集中，而疲勞裂紋往往又萌生于這些應(yīng)力集中區(qū)域。幾何不連續(xù)性導(dǎo)致的缺口效應(yīng)將會影響核電材料的腐蝕疲勞性能，因此在研究核電材料腐蝕疲勞性能影響因素時必須考慮缺口效應(yīng)。

1 核電材料高溫高壓水缺口疲勞問題研究現(xiàn)狀

自20 世紀(jì)50 年代至今，關(guān)于缺口疲勞問題的研究從未間斷。國內(nèi)外專家學(xué)者提出過一些處理材料缺口疲勞問題的模型和方法：如Kuhn 等和Peterson引入疲勞缺口系數(shù)，提出了缺口的平均應(yīng)力模型；Manson和Coffin利用Manson-Coffin 公式，并采用等效應(yīng)變法對缺口疲勞壽命進(jìn)行估算；Neuber提出運用局部應(yīng)力應(yīng)變法預(yù)測缺口疲勞壽命的Neuber 法則；Molski 和Glinka提出模擬缺口應(yīng)力-應(yīng)變歷程的等效應(yīng)變能密度法等。近幾年，國內(nèi)同行對材料缺口疲勞問題的研究也逐漸深入。劉麗君研究了鋼網(wǎng)架螺栓球節(jié)點用高強螺栓的缺口效應(yīng)；奚蔚等提出了一種考慮尺寸效應(yīng)的缺口疲勞壽命預(yù)測方法；馮先鋒等研究了潮濕空氣環(huán)境下鋁合金的缺口疲勞強度等。與此同時，隨著計算機模擬軟件的普及，實驗分析和模擬計算的結(jié)合為缺口疲勞問題的研究提供了新的思路。這些理論和方法的提出在一定程度上促進(jìn)了缺口疲勞性能的研究，為缺口問題的解決提供了理論指導(dǎo)和依據(jù)。

表1 列出了LWR核電站出現(xiàn)幾何不連續(xù)的典型部位及服役材料。可見，核電站材料不可避免地會出現(xiàn)不同形式的幾何不連續(xù)，這些部位將產(chǎn)生應(yīng)力集中并極大地促進(jìn)疲勞裂紋的萌生，最終導(dǎo)致疲勞壽命的大幅下降。

當(dāng)前，受限于實驗設(shè)備和實驗方法，材料缺口疲勞的實驗研究局限于室溫空氣和高溫空氣環(huán)境中，對于核電高溫高壓水環(huán)境中服役材料的缺口疲勞性能研究極少，僅有Sakaguchi 等研究了缺口效應(yīng)對核電材料在模擬沸水堆（BWR） 環(huán)境中腐蝕疲勞性能的影響。相關(guān)研究的重點在于高溫水環(huán)境中缺口疲勞壽命的預(yù)測，利用有限元方法（FEA） 計算得到缺口尖端的應(yīng)變速率和環(huán)境疲勞校正因子（Fen），結(jié)合修正的速率近似方法對缺口試樣的環(huán)境疲勞壽命進(jìn)行預(yù)測，并將預(yù)測得到的缺口試樣環(huán)境疲勞壽命與光滑試樣環(huán)境疲勞壽命進(jìn)行對比，分析得到預(yù)測方法的準(zhǔn)確性及可行性。但是，上述研究僅針對缺口環(huán)境疲勞壽命進(jìn)行定量分析，對缺口環(huán)境疲勞壽命的變化機理及相應(yīng)的組織結(jié)構(gòu)演變規(guī)律缺乏深入的研究。

近年來，中國核電發(fā)展迅速，系統(tǒng)研究國產(chǎn)材料高溫高壓水中缺口疲勞性能將進(jìn)一步豐富國產(chǎn)核電材料腐蝕疲勞基礎(chǔ)數(shù)據(jù)，深化人們對材料腐蝕疲勞損傷機理的認(rèn)識，促進(jìn)核電材料國產(chǎn)化，同時也為我國核電站的長期安全穩(wěn)定運行提供重要的技術(shù)支撐，對保障現(xiàn)役核電站安全運行及新電站的安全設(shè)計有重要的理論和實際意義。

2 傳統(tǒng)缺口疲勞問題的特點

研究材料力學(xué)行為時，通常引入3 種不同幾何狀態(tài)的試樣：光滑試樣、帶裂紋試樣和缺口試樣。針對缺口試樣，當(dāng)缺口根部半徑趨于無窮大時，缺口試樣轉(zhuǎn)化為光滑試樣；當(dāng)缺口根部半徑趨于無窮小時，缺口試樣則轉(zhuǎn)化為帶裂紋試樣。因此可以將缺口試樣看成是光滑試樣與帶裂紋試樣之間的一個中間狀態(tài)，其疲勞失效問題仍然是裂紋體的斷裂問題。

關(guān)于光滑試樣和帶裂紋試樣的疲勞問題已有系統(tǒng)研究，但缺口試樣疲勞問題的研究有待深入開展。疲勞過程中，與光滑試樣對比，缺口的存在會導(dǎo)致試樣的應(yīng)力應(yīng)變狀態(tài)發(fā)生改變：缺口前方的應(yīng)力狀態(tài)將由單軸應(yīng)力變?yōu)槿S應(yīng)力，同時缺口平面的應(yīng)力應(yīng)變水平從缺口尖端到試樣心部呈現(xiàn)梯度下降特征，缺口根部的局部應(yīng)力和局部應(yīng)變顯著高于試樣心部。帶缺口試樣的應(yīng)力應(yīng)變狀態(tài)的改變將對材料的疲勞性能產(chǎn)生影響，進(jìn)而影響缺口試樣的疲勞壽命。與光滑試樣對比，缺口試樣的疲勞問題有幾大特征因素：缺口類型、缺口張開角度、缺口深度和缺口尖端半徑等，對這些因素的全面分析將有利于后續(xù)特殊環(huán)境中的缺口疲勞實驗技術(shù)開發(fā)和缺口疲勞機理研究。

2.1 缺口類型

研究表明，缺口類型，如銳缺口和鈍缺口、U型缺口和V型缺口，影響著實驗材料的斷裂行為。不同類型缺口的應(yīng)力強度因子和缺口敏感性不同，最終導(dǎo)致缺口應(yīng)力集中系數(shù)算法的差異。Lazzarin等系統(tǒng)地研究了不同缺口類型與應(yīng)力強度因子間的關(guān)系和不同缺口類型對材料斷裂行為的影響。針對不同的研究目的和研究背景，缺口類型的選取不同。V型銳態(tài)缺口主要用于解決由微裂紋引起的應(yīng)力集中問題，而多數(shù)工程構(gòu)件的缺口均以鈍態(tài)形式呈現(xiàn)，故多采用鈍態(tài)缺口。U型缺口與V型缺口的選取沒有明確限定，但U型缺口可用張開角度為30o的V型缺口加以替代。因此，為便于系統(tǒng)研究缺口幾何形狀對材料疲勞性能的影響，針對材料缺口疲勞性能的研究普遍采用V型鈍態(tài)缺口試樣。

2.2 缺口深度

由疲勞裂紋擴展行為的Paris 公式可知，疲勞裂紋的擴展速率與試樣應(yīng)力強度因子有關(guān)。Lazzarin等研究認(rèn)為，缺口試樣的應(yīng)力強度因子與缺口深度呈正相關(guān)關(guān)系，在計算裂紋擴展速率時把缺口深度納入裂紋長度項。其次，針對缺口試樣的疲勞實驗，因缺口根部的應(yīng)變無法精確獲取，部分實驗采用應(yīng)力控制，當(dāng)載荷大小不變時，缺口深度的增加勢必導(dǎo)致缺口截面名義應(yīng)力幅的增大，相應(yīng)的缺口尖端應(yīng)變幅也將發(fā)生改變。

2.3 缺口張開角度

研究表明，對于V型鈍態(tài)缺口，不同缺口張開角度對應(yīng)不同的缺口應(yīng)力強度因子，并最終導(dǎo)致缺口尖端到心部應(yīng)力應(yīng)變梯度的差異。隨著缺口張開角度的增大，缺口尖端到試樣心部的應(yīng)力應(yīng)變梯度逐漸減小。然而，對于V型鈍態(tài)缺口，多數(shù)人認(rèn)為當(dāng)缺口深度和缺口尖端半徑一定時，缺口張開角度對材料疲勞性能的影響很小，大多數(shù)情況下可以忽略，以至于將V型鈍態(tài)缺口與U型缺口等效。為了消除影響，可采用恒定缺口張開角度的V型鈍態(tài)缺口用于缺口疲勞性能研究。

2.4 缺口尖端

半徑當(dāng)前，缺口疲勞實驗普遍采用給定缺口張開角度和深度但改變?nèi)笨诩舛税霃降娜笨谠嚇?。在LWR核電站高溫高壓水環(huán)境下，實驗可變參數(shù)眾多，如果對缺口幾何變化參數(shù)考慮過多將會導(dǎo)致缺口疲勞行為過于復(fù)雜，后續(xù)的結(jié)果分析也將缺乏針對性。Peterson 圖表表明，缺口尖端半徑大小對試樣應(yīng)力集中系數(shù)影響很大，半徑越小，缺口的應(yīng)力集中系數(shù)越大。Boukharouba 等[34]認(rèn)為，相同名義應(yīng)力條件下，缺口尖端半徑越小，缺口根部的應(yīng)力強度因子越大，越易促進(jìn)疲勞裂紋的萌生。同樣，Sakane等用不同缺口尖端半徑得到不同應(yīng)力集中系數(shù)的疲勞試樣開展實驗，結(jié)果表明，不同應(yīng)力集中系數(shù)對疲勞裂紋起始壽命影響很大，但對疲勞裂紋擴展壽命影響很小。

3 LWR 核電站水環(huán)境中缺口疲勞問題的特點

前已述及傳統(tǒng)缺口疲勞實驗的特點。相比之下，LWR核電站高溫高壓水環(huán)境中的缺口疲勞實驗既具有傳統(tǒng)缺口疲勞實驗的特點也具有自身特點。

表2 給出了LWR核電站高溫水環(huán)境中和室溫空氣中缺口疲勞性能的主要影響因素。

對于LWR核電站水環(huán)境中缺口試樣的腐蝕疲勞失效問題，涉及材料、缺口幾何、交變應(yīng)力和環(huán)境四大因素。材料因素主要包括成分、組織狀態(tài)、夾雜物和表面狀態(tài)等；缺口幾何主要指缺口張開角度、缺口深度和缺口尖端半徑等；應(yīng)力因素主要指應(yīng)力幅、加載速率和波形等；而高溫高壓水環(huán)境作為LWR核電站材料腐蝕疲勞特有的影響因素，主要是指溫度、壓力、pH 值、DO和溶解氫（DH） 含量等。以上四部分因素的交互作用影響缺口試樣腐蝕疲勞裂紋的萌生與擴展，并最終影響材料的疲勞壽命。

在LWR核電站高溫高壓水環(huán)境中，核電材料的疲勞壽命相比于空氣中有不同程度的下降，表現(xiàn)出環(huán)境促進(jìn)疲勞（EAF） 作用。因此，對于LWR水環(huán)境中的缺口疲勞行為研究，缺口幾何因素、環(huán)境因素及其交互作用是需要研究的重點。下面重點分析高溫高壓水環(huán)境中核電材料缺口疲勞裂紋萌生及裂紋擴展的可能機理。

4 缺口試樣腐蝕疲勞裂紋的萌生與擴展

缺口試樣的疲勞斷裂也是裂紋體的斷裂問題，因此其腐蝕疲勞失效也可分為裂紋萌生和擴展兩部分。對于缺口疲勞試樣，疲勞壽命是指試樣最終斷裂所經(jīng)歷的載荷循環(huán)數(shù)，其中裂紋長度約0.1 mm之前的階段定義為裂紋的萌生階段，該階段壽命定義為疲勞裂紋萌生壽命；之后為裂紋擴展階段，壽命定義為疲勞裂紋擴展壽命。

光滑試樣的疲勞裂紋萌生壽命在整個疲勞壽命中占主要比重，高于50%。引入缺口大大地降低了疲勞裂紋萌生壽命，裂紋擴展成為疲勞斷裂的主要部分。盡管疲勞壽命的相對組成發(fā)生了變化，但裂紋萌生和擴展作為缺口疲勞斷裂的基本組成部分，都需要仔細(xì)研究，這樣才能系統(tǒng)地理解缺口疲勞裂紋的萌生和擴展行為，進(jìn)一步分析材料的環(huán)境缺口效應(yīng)。

4.1 缺口試樣腐蝕疲勞裂紋的萌生

通常用于研究缺口試樣腐蝕疲勞裂紋萌生的模型有Kim裂紋起始模型[26]和位錯偶極子模型。其中Kim 裂紋起始模型基于局部塑性應(yīng)變累積準(zhǔn)則，認(rèn)為循環(huán)應(yīng)力條件下，缺口尖端表面存在奇異點，其局部位移隨載荷循環(huán)而不斷累積，當(dāng)局部位移累積達(dá)到臨界尺寸時，裂紋開始萌生。Hirose 等[44]依據(jù)高強鋼缺口試樣腐蝕疲勞實驗結(jié)果，提出了計算疲勞萌生壽命的位錯偶極子模型，認(rèn)為腐蝕疲勞裂紋的萌生與氫致開裂有關(guān)，缺口尖端因循環(huán)應(yīng)力產(chǎn)生大量位錯偶極子，造成氫原子的加速擴散與富集，使尖端區(qū)域材料脆化。位錯偶極子模型還給出了應(yīng)力集中系數(shù)與缺口疲勞裂紋萌生壽命的關(guān)系。

LWR核電站高溫高壓水環(huán)境中，缺口試樣疲勞裂紋萌生壽命可用直流電位降（DCPD） 和缺口尖端位移測量（NRD） 兩種方法通過實驗直接得到。DCPD 法是施加恒定的直流電流于試樣兩端，觀測缺口邊緣的電位突變來確定疲勞裂紋萌生壽命，該方法也可用于觀察疲勞裂紋的擴展行為。NRD法則是針對缺口幾何計算出裂紋萌生對應(yīng)的缺口尖端張開位移，在實驗中標(biāo)定即可得到疲勞裂紋的萌生壽命。

4.2 缺口試樣腐蝕疲勞裂紋的擴展

Umeda等的結(jié)果表明，缺口試樣的應(yīng)力集中系數(shù)大于1 （光滑試樣的等于1），在不同應(yīng)力集中系數(shù)條件下開展同參數(shù)的缺口疲勞實驗，缺口的裂紋萌生壽命隨應(yīng)力集中系數(shù)的增大而急劇下降，而缺口的裂紋擴展壽命只有輕微變化。這說明缺口幾何形狀顯著影響疲勞裂紋萌生壽命，一旦裂紋萌生，疲勞裂紋擴展壽命與缺口幾何形狀無關(guān)。因此，在分析LWR核電站水環(huán)境中缺口疲勞裂紋擴展行為時，可借鑒光滑試樣的疲勞裂紋擴展機制。

高溫高壓水中公認(rèn)的腐蝕疲勞裂紋擴展機制有兩種，分別是氫致開裂機制和膜破裂/滑移溶解機制。兩種機制都與氧化膜的破裂速度、鈍化速度和離子擴散速度等因素有關(guān)，同時對于不同的實驗材料和實驗參數(shù)，裂紋擴展的機制也有差異。兩種裂紋擴展機制最直接的區(qū)分方法就是裂紋狀態(tài)和斷口形貌：氫致開裂的宏觀裂紋彎曲、開叉、裂紋間橋接，疲勞斷口凹凸不平、呈準(zhǔn)解理、扇形河流狀、梯田臺階狀花樣；膜破裂/滑移溶解機制產(chǎn)生的宏觀裂紋表現(xiàn)為完全平直的表面裂紋形貌，并且斷口上可觀察到裂紋被捕獲的痕跡。

相對于光滑試樣，缺口試樣的疲勞裂紋擴展仍有其獨特規(guī)律。光滑試樣的疲勞裂紋擴展傳統(tǒng)上分為3 個階段：低擴展速率區(qū)、中等擴展速率區(qū)（Paris區(qū)） 和高擴展速率區(qū)，裂紋擴展速率呈曲線加速增大。但對于缺口試樣，Sakane 等研究認(rèn)為整個疲勞斷裂過程中裂紋的擴展速率基本保持不變，僅在裂紋擴展的中后期缺口試樣的裂紋擴展行為才與光滑試樣趨于一致。他們認(rèn)為缺口的存在導(dǎo)致其尖端應(yīng)力集中，大量裂紋萌生于缺口根部，相互連接，宏觀上以一個環(huán)形裂紋由缺口尖端向試樣心部擴展；而對于光滑試樣，通常2、3 條或多條裂紋在試樣表面萌生，呈半圓形或半橢圓形擴展，其中一條裂紋發(fā)展成主裂紋，導(dǎo)致試樣疲勞失效。因此，研究LWR核電站水環(huán)境中缺口疲勞裂紋擴展行為時，不能完全遵從光滑試樣腐蝕疲勞裂紋擴展機制。

5 存在的問題與展望

當(dāng)前，材料缺口疲勞性能研究主要集中在常溫及高溫空氣環(huán)境中，鮮有LWR服役環(huán)境中結(jié)構(gòu)材料的缺口疲勞性能報道，缺乏缺口環(huán)境疲勞基礎(chǔ)數(shù)據(jù)。因此，需要開發(fā)用于高溫高壓水環(huán)境下的缺口疲勞實驗技術(shù)，開展核級低合金鋼、不銹鋼、鎳基合金等的缺口試樣在模擬核電高溫高壓水中的缺口疲勞實驗，獲得材料的缺口疲勞強度實驗數(shù)據(jù)。因缺口試樣與光滑試樣存在應(yīng)力應(yīng)變狀態(tài)差異，光滑試樣的腐蝕疲勞裂紋萌生和擴展機理無法直接用于缺口試樣，需要結(jié)合環(huán)境效應(yīng)與缺口效應(yīng)深入分析高溫高壓水中缺口試樣的腐蝕疲勞失效機理，定量評價缺口效應(yīng)、環(huán)境效應(yīng)以及兩者的交互作用對核電材料缺口疲勞性能的影響，進(jìn)而建立國產(chǎn)核電材料缺口疲勞壽命預(yù)測模型，為國產(chǎn)核電材料的設(shè)計開發(fā)與安全評價提供數(shù)據(jù)支撐。