腐蚀疲劳是核电材料服役时的潜在失效形式之一。研究^[1,2]表明，在轻水堆 (LWR) 服役高温高压水环境中材料的疲劳寿命显著下降。当前，国内外针对LWR材料在高温高压水中腐蚀疲劳性能的研究主要集中在温度、溶解氧 (DO)、应变速率、应变幅、夹杂物等影响因素^{[3,4,5,6,7,8,9]}。然而，LWR核电站实际构件中不可避免地存在几何不连续处，如压力容器螺栓表面的螺纹牙、焊接件表面的焊接不连续等，会造成构件局部应力集中，而疲劳裂纹往往又萌生于这些应力集中区域。几何不连续性导致的缺口效应将会影响核电材料的腐蚀疲劳性能，因此在研究核电材料腐蚀疲劳性能影响因素时必须考虑缺口效应。

自20世纪50年代至今，关于缺口疲劳问题的研究从未间断。国内外专家学者提出过一些处理材料缺口疲劳问题的模型和方法：如Kuhn等^[10]和Peterson^[11]引入疲劳缺口系数，提出了缺口的平均应力模型；Manson^[12]和Coffin^[13]利用Manson-Coffin公式，并采用等效应变法对缺口疲劳寿命进行估算；Neuber^[14]提出运用局部应力应变法预测缺口疲劳寿命的Neuber法则；Molski和Glinka^[15]提出模拟缺口应力-应变历程的等效应变能密度法等。近几年，国内同行对材料缺口疲劳问题的研究也逐渐深入。刘丽君^[16]研究了钢网架螺栓球节点用高强螺栓的缺口效应；奚蔚等^[17]提出了一种考虑尺寸效应的缺口疲劳寿命预测方法；冯先锋等^[18]研究了潮湿空气环境下铝合金的缺口疲劳强度等。与此同时，随着计算机模拟软件的普及，实验分析和模拟计算的结合为缺口疲劳问题的研究提供了新的思路^[19,20]。这些理论和方法的提出在一定程度上促进了缺口疲劳性能的研究，为缺口问题的解决提供了理论指导和依据。

表1列出了LWR核电站出现几何不连续的典型部位及服役材料^[21,22]。可见，核电站材料不可避免地会出现不同形式的几何不连续，这些部位将产生应力集中并极大地促进疲劳裂纹的萌生，最终导致疲劳寿命的大幅下降。

当前，受限于实验设备和实验方法，材料缺口疲劳的实验研究局限于室温空气和高温空气环境中，对于核电高温高压水环境中服役材料的缺口疲劳性能研究极少，仅有Sakaguchi等^[23,24,25]研究了缺口效应对核电材料在模拟沸水堆 (BWR) 环境中腐蚀疲劳性能的影响。相关研究的重点在于高温水环境中缺口疲劳寿命的预测，利用有限元方法 (FEA) 计算得到缺口尖端的应变速率和环境疲劳校正因子 (F_en)，结合修正的速率近似方法对缺口试样的环境疲劳寿命进行预测，并将预测得到的缺口试样环境疲劳寿命与光滑试样环境疲劳寿命进行对比，分析得到预测方法的准确性及可行性。但是，上述研究仅针对缺口环境疲劳寿命进行定量分析，对缺口环境疲劳寿命的变化机理及相应的组织结构演变规律缺乏深入的研究。

近年来，中国核电发展迅速，系统研究国产材料高温高压水中缺口疲劳性能将进一步丰富国产核电材料腐蚀疲劳基础数据，深化人们对材料腐蚀疲劳损伤机理的认识，促进核电材料国产化，同时也为我国核电站的长期安全稳定运行提供重要的技术支撑，对保障现役核电站安全运行及新电站的安全设计有重要的理论和实际意义。

研究材料力学行为时，通常引入3种不同几何状态的试样：光滑试样、带裂纹试样和缺口试样。针对缺口试样，当缺口根部半径趋于无穷大时，缺口试样转化为光滑试样；当缺口根部半径趋于无穷小时，缺口试样则转化为带裂纹试样。因此可以将缺口试样看成是光滑试样与带裂纹试样之间的一个中间状态，其疲劳失效问题仍然是裂纹体的断裂问题。

关于光滑试样和带裂纹试样的疲劳问题已有系统研究，但缺口试样疲劳问题的研究有待深入开展。疲劳过程中，与光滑试样对比，缺口的存在会导致试样的应力应变状态发生改变：缺口前方的应力状态将由单轴应力变为三轴应力，同时缺口平面的应力应变水平从缺口尖端到试样心部呈现梯度下降特征，缺口根部的局部应力和局部应变显著高于试样心部。带缺口试样的应力应变状态的改变将对材料的疲劳性能产生影响，进而影响缺口试样的疲劳寿命。与光滑试样对比，缺口试样的疲劳问题有几大特征因素：缺口类型、缺口张开角度、缺口深度和缺口尖端半径等，对这些因素的全面分析将有利于后续特殊环境中的缺口疲劳实验技术开发和缺口疲劳机理研究。

研究^{[26,27,28,29,30]}表明，缺口类型，如锐缺口和钝缺口、U型缺口和V型缺口，影响着实验材料的断裂行为。不同类型缺口的应力强度因子和缺口敏感性不同，最终导致缺口应力集中系数算法的差异。Lazzarin等^[29,30]系统地研究了不同缺口类型与应力强度因子间的关系和不同缺口类型对材料断裂行为的影响。针对不同的研究目的和研究背景，缺口类型的选取不同。V型锐态缺口主要用于解决由微裂纹引起的应力集中问题^[30]，而多数工程构件的缺口均以钝态形式呈现，故多采用钝态缺口^[27]。U型缺口与V型缺口的选取没有明确限定，但U型缺口可用张开角度为30^o的V型缺口加以替代^[29]。因此，为便于系统研究缺口几何形状对材料疲劳性能的影响，针对材料缺口疲劳性能的研究普遍采用V型钝态缺口试样。

由疲劳裂纹扩展行为的Paris公式可知，疲劳裂纹的扩展速率与试样应力强度因子有关。Lazzarin等^[31]研究认为，缺口试样的应力强度因子与缺口深度呈正相关关系，在计算裂纹扩展速率时把缺口深度纳入裂纹长度项。其次，针对缺口试样的疲劳实验，因缺口根部的应变无法精确获取，部分实验采用应力控制，当载荷大小不变时，缺口深度的增加势必导致缺口截面名义应力幅的增大，相应的缺口尖端应变幅也将发生改变。

研究^[29,32]表明，对于V型钝态缺口，不同缺口张开角度对应不同的缺口应力强度因子，并最终导致缺口尖端到心部应力应变梯度的差异。随着缺口张开角度的增大，缺口尖端到试样心部的应力应变梯度逐渐减小。然而，对于V型钝态缺口，多数人认为当缺口深度和缺口尖端半径一定时，缺口张开角度对材料疲劳性能的影响很小，大多数情况下可以忽略，以至于将V型钝态缺口与U型缺口等效^[29,33]。为了消除影响，可采用恒定缺口张开角度的V型钝态缺口用于缺口疲劳性能研究。

当前，缺口疲劳实验普遍采用给定缺口张开角度和深度但改变缺口尖端半径的缺口试样。在LWR核电站高温高压水环境下，实验可变参数众多，如果对缺口几何变化参数考虑过多将会导致缺口疲劳行为过于复杂，后续的结果分析也将缺乏针对性。

Peterson图表^[33]表明，缺口尖端半径大小对试样应力集中系数影响很大，半径越小，缺口的应力集中系数越大。Boukharouba等^[34]认为，相同名义应力条件下，缺口尖端半径越小，缺口根部的应力强度因子越大，越易促进疲劳裂纹的萌生。同样，Sakane等^[35,36]用不同缺口尖端半径得到不同应力集中系数的疲劳试样开展实验，结果表明，不同应力集中系数对疲劳裂纹起始寿命影响很大，但对疲劳裂纹扩展寿命影响很小。

前已述及传统缺口疲劳实验的特点。相比之下，LWR核电站高温高压水环境中的缺口疲劳实验既具有传统缺口疲劳实验的特点也具有自身特点。表2给出了LWR核电站高温水环境中和室温空气中缺口疲劳性能的主要影响因素。

对于LWR核电站水环境中缺口试样的腐蚀疲劳失效问题，涉及材料、缺口几何、交变应力和环境四大因素。材料因素主要包括成分、组织状态、夹杂物和表面状态等；缺口几何主要指缺口张开角度、缺口深度和缺口尖端半径等；应力因素主要指应力幅、加载速率和波形等；而高温高压水环境作为LWR核电站材料腐蚀疲劳特有的影响因素，主要是指温度、压力、pH值、DO和溶解氢 (DH) 含量等。以上四部分因素的交互作用影响缺口试样腐蚀疲劳裂纹的萌生与扩展，并最终影响材料的疲劳寿命。

在LWR核电站高温高压水环境中，核电材料的疲劳寿命相比于空气中有不同程度的下降，表现出环境促进疲劳 (EAF) 作用^{[1,7,37,38,39,40,41,42,43]}。因此，对于LWR水环境中的缺口疲劳行为研究，缺口几何因素、环境因素及其交互作用是需要研究的重点。下面重点分析高温高压水环境中核电材料缺口疲劳裂纹萌生及裂纹扩展的可能机理。

缺口试样的疲劳断裂也是裂纹体的断裂问题，因此其腐蚀疲劳失效也可分为裂纹萌生和扩展两部分。对于缺口疲劳试样，疲劳寿命是指试样最终断裂所经历的载荷循环数，其中裂纹长度约0.1 mm之前的阶段定义为裂纹的萌生阶段，该阶段寿命定义为疲劳裂纹萌生寿命；之后为裂纹扩展阶段，寿命定义为疲劳裂纹扩展寿命^[35,36]。

光滑试样的疲劳裂纹萌生寿命在整个疲劳寿命中占主要比重，高于50%。引入缺口大大地降低了疲劳裂纹萌生寿命，裂纹扩展成为疲劳断裂的主要部分^[36]。尽管疲劳寿命的相对组成发生了变化，但裂纹萌生和扩展作为缺口疲劳断裂的基本组成部分，都需要仔细研究，这样才能系统地理解缺口疲劳裂纹的萌生和扩展行为，进一步分析材料的环境缺口效应。

通常用于研究缺口试样腐蚀疲劳裂纹萌生的模型有Kim裂纹起始模型^[26]和位错偶极子模型^[44]。其中Kim裂纹起始模型基于局部塑性应变累积准则，认为循环应力条件下，缺口尖端表面存在奇异点，其局部位移随载荷循环而不断累积，当局部位移累积达到临界尺寸时，裂纹开始萌生。Hirose等^[44]依据高强钢缺口试样腐蚀疲劳实验结果，提出了计算疲劳萌生寿命的位错偶极子模型，认为腐蚀疲劳裂纹的萌生与氢致开裂有关，缺口尖端因循环应力产生大量位错偶极子，造成氢原子的加速扩散与富集，使尖端区域材料脆化。位错偶极子模型还给出了应力集中系数与缺口疲劳裂纹萌生寿命的关系。

LWR核电站高温高压水环境中，缺口试样疲劳裂纹萌生寿命可用直流电位降 (DCPD) 和缺口尖端位移测量 (NRD) 两种方法通过实验直接得到。DCPD法是施加恒定的直流电流于试样两端，观测缺口边缘的电位突变来确定疲劳裂纹萌生寿命，该方法也可用于观察疲劳裂纹的扩展行为。NRD法^[45]则是针对缺口几何计算出裂纹萌生对应的缺口尖端张开位移，在实验中标定即可得到疲劳裂纹的萌生寿命。

Umeda等^[45,46]的结果表明，缺口试样的应力集中系数大于1 (光滑试样的等于1)，在不同应力集中系数条件下开展同参数的缺口疲劳实验，缺口的裂纹萌生寿命随应力集中系数的增大而急剧下降，而缺口的裂纹扩展寿命只有轻微变化。这说明缺口几何形状显著影响疲劳裂纹萌生寿命，一旦裂纹萌生，疲劳裂纹扩展寿命与缺口几何形状无关。因此，在分析LWR核电站水环境中缺口疲劳裂纹扩展行为时，可借鉴光滑试样的疲劳裂纹扩展机制。

高温高压水中公认的腐蚀疲劳裂纹扩展机制有两种，分别是氢致开裂机制和膜破裂/滑移溶解机制^[42,47,48]。两种机制都与氧化膜的破裂速度、钝化速度和离子扩散速度等因素有关，同时对于不同的实验材料和实验参数，裂纹扩展的机制也有差异。两种裂纹扩展机制最直接的区分方法就是裂纹状态和断口形貌：氢致开裂的宏观裂纹弯曲、开叉、裂纹间桥接，疲劳断口凹凸不平、呈准解理、扇形河流状、梯田台阶状花样；膜破裂/滑移溶解机制产生的宏观裂纹表现为完全平直的表面裂纹形貌，并且断口上可观察到裂纹被捕获的痕迹。

相对于光滑试样，缺口试样的疲劳裂纹扩展仍有其独特规律。光滑试样的疲劳裂纹扩展传统上分为3个阶段^[49]：低扩展速率区、中等扩展速率区 (Paris区) 和高扩展速率区，裂纹扩展速率呈曲线加速增大。但对于缺口试样，Sakane等^[36]研究认为整个疲劳断裂过程中裂纹的扩展速率基本保持不变，仅在裂纹扩展的中后期缺口试样的裂纹扩展行为才与光滑试样趋于一致。他们认为缺口的存在导致其尖端应力集中，大量裂纹萌生于缺口根部，相互连接，宏观上以一个环形裂纹由缺口尖端向试样心部扩展；而对于光滑试样，通常2、3条或多条裂纹在试样表面萌生，呈半圆形或半椭圆形扩展，其中一条裂纹发展成主裂纹，导致试样疲劳失效。因此，研究LWR核电站水环境中缺口疲劳裂纹扩展行为时，不能完全遵从光滑试样腐蚀疲劳裂纹扩展机制。

当前，材料缺口疲劳性能研究主要集中在常温及高温空气环境中，鲜有LWR服役环境中结构材料的缺口疲劳性能报道，缺乏缺口环境疲劳基础数据。因此，需要开发用于高温高压水环境下的缺口疲劳实验技术，开展核级低合金钢、不锈钢、镍基合金等的缺口试样在模拟核电高温高压水中的缺口疲劳实验，获得材料的缺口疲劳强度实验数据。因缺口试样与光滑试样存在应力应变状态差异，光滑试样的腐蚀疲劳裂纹萌生和扩展机理无法直接用于缺口试样，需要结合环境效应与缺口效应深入分析高温高压水中缺口试样的腐蚀疲劳失效机理，定量评价缺口效应、环境效应以及两者的交互作用对核电材料缺口疲劳性能的影响，进而建立国产核电材料缺口疲劳寿命预测模型，为国产核电材料的设计开发与安全评价提供数据支撑。