腐蚀疲劳的监测与检测

    金属材料在疲劳过程中，试样内部的微观组织结构、缺陷的形态、位错组态等总会发生变化。宏观上有表面粗糙度和表面裂纹等的改变。这些变化必然引起材料本身的物理性质、化学性质的变化。这种微观和宏观的变化与疲劳的各个阶段密切相关。近年来，温度直接测量法、声发射方法得到了很好的发展。

    新发展的测温方法，可以灵敏地测量出疲劳试样表面的温度变化。把微小的热敏电阻探头粘贴在材料试样上，该热敏电阻将试样的温度变换成相应的电阻。采用事先标定的电阻值与温度之间的对应关系就可得到温度的变化，灵敏度达0.001℃。在X52钢和TiNi形状记忆合金上的测试结果表明，金属材料在拉伸弹性变形时，试样的温度降低，卸载时试样的温度升高，而在压缩弹性变形时，试样的温度升高，卸载时试样的温度降低。温度变化的幅度与弹性应变幅呈线性关系。循环塑性变形时，金属材料试样的平均温度随着循环周次的增加而持续升高，***终由于试样与环境的温度差不断增大，向环境放热的速率也不断增加，试样的温度***终稳定在一个固定的值附近。试样的温度在一周循环内也发生波动，波动的幅度与发生弹性应变时试样的温度波动幅度相当。

    虽然人们已经成功地采用声发射方法测量了疲劳裂缝扩展，但对于腐蚀疲劳过程，特别是对阳极溶解型腐蚀疲劳却很难获得理想结果。对LY12CZ铝合金、镁合金在3.5% NaCl水溶液中不同电位下极化的声发射测量表明，声发射事件率与电流密度近似呈线性关系。电流密度的大小直接影响声发射事件的发生率，说明无论是阳极溶解还是铝合金的阴极腐蚀都能诱发位错的运动和增殖，成为重要的声发射源。分析发现，氢致开裂的声信号与阳极溶解有显著不同，因此，采用该方法可以明显地判定腐蚀疲劳过程的机制是阳极溶解型还是氢脆型。

    （一）镁合金的腐蚀疲劳

    镁合金是***轻的金属结构材料。由于镁的蕴藏量很高，近年来镁的生产成本降低，且比重轻，在全世界的应用逐渐增加。镁合金具有很高的比强度、很好的导电和导热性、易于回收等许多优点，在飞机、汽车等交通运输工具中使用则可节约大量的能源，因此具有广泛的应用前景。镁的自腐蚀电位低，与其他结构材料相比，镁合金的耐腐蚀性***差，故而常被用做牺牲阳极。由于结构件的服役条件通常是在腐蚀环境下（大气也是腐蚀性环境）受到循环应力的作用，会导致结构件的腐蚀疲劳失效。有关镁合金腐蚀疲劳的研究结果很少，而推动镁合金的应用必须有完整的数据，深入认识镁合金的腐蚀机理，并采用适当的防护措施。

    镁合金在空气中的疲劳裂纹源是第二相开裂所致。在含氯离子溶液中，蚀坑为疲劳裂纹源。氯离子浓度越高裂纹越易萌生、裂纹扩展越快。蚀坑的尖锐程度和蚀坑深度是控制裂纹萌生的两个参数。在深度相近的条件下，尖锐蚀坑比半球形蚀坑更具有损伤性。

    力学因素对镁合金的疲劳性能的影响很大。镁合金腐蚀疲劳过程中，存在加载频率效应。在一定的加载频率范围内其疲劳寿命（断裂循环周次）随着频率的降低而降低。裂纹萌生周次和稳定扩展周次随着频率的增加逐渐增加。并且裂纹萌生周次占疲劳寿命的比例也增加。裂纹萌生时间也吻合蚀坑裂纹萌生模型。

    介质浓度对镁合金疲劳性能存在很大影响。随着Cl- 浓度的增加，镁合金的腐蚀疲劳寿命降低。

    采用声发射测量后的能量判据可以有效区分腐蚀疲劳裂纹萌生寿命、裂纹扩展寿命、瞬断寿命之间的比例关系。随着腐蚀介质的浓度增加，裂纹萌生比例降低，瞬断比例增加。前者是因为浓度增加，腐蚀速度增加；后者则是由于腐蚀性离子不仅显著降低材料的拉伸强度，同时也显著降低材料的塑性，这样的降低主要来自于材料中氢的作用。

    （二）核电材料的腐蚀疲劳

    轻水堆核电站设备的服役弱（老）化问题贯穿于设计、建造、运行、维护、延寿及退役的全寿命范围，尤其是反应堆冷却系统压力边界的寿命设计、管理和预测是影响整个核电站运行安全性和经济性的关键问题之一。保证核电站在寿命期间的结构完整性，主要取决于压力边界的安全设计、合理选材及物理防护、老化管理和寿命评价等。压力边界材料的服役条件为高温、高压、辐射、特殊水化学环境及承受一定应力（热应力或机械应力等），其腐蚀疲劳问题对结构完整性和安全性至关重要。由于缺乏直接的实验证据，目前国内外对高温高压水环境下核电材料腐蚀疲劳裂纹的起始和扩展机理仍存在很大争议。从工程设计角度，结构完整性首先基于其安全合理的设计标准或曲线。ASME疲劳设计曲线及在此基础上发展的设计标准已经广泛应用于世界各国的核电站压力边界的设计。但近些年来美国、日本和中国等的实验结果均表明，在特定环境和载荷因素的联合作用下，核电材料在高温高压水中的疲劳寿命比空气中显著降低，且降低程度依赖于应变速率、水化学和材料状态的变化。说明如果按当前ASME设计标准设计核电压力边界可能存在潜在的安全裕度不足的问题。因此，如何在疲劳设计标准中充分考虑材料、力学、环境因素的交互作用，是当前世界核电材料疲劳设计和评价亟待解决的难题之一。日本和美国的研究人员率先开展了尝试研究，***具代表性的是日本TENPES/EFD提出的环境疲劳寿命校正因子模型和美国ANL提出的统计模型。

    在借鉴国外研究经验的基础上，通过深入认识高温高压水腐蚀疲劳开裂机理，中国科学院金属研究所发展了植入环境损伤效应的核电关键材料的疲劳寿命设计模型，建立了便于工程应用的环境疲劳设计曲线及环境疲劳安全评估流程，尝试开展了核电站实际压力边界设备的疲劳损伤评估和疲劳延寿评估研究。