金屬材料在疲勞過程中，試樣內部的微觀組織結構、缺陷的形態(tài)、位錯組態(tài)等總會發(fā)生變化。宏觀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、化學性質的變化。這種微觀和宏觀的變化與疲勞的各個階段密切相關。近年來，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，試樣的溫度降低，卸載時試樣的溫度升高，而在壓縮彈性變形時，試樣的溫度升高，卸載時試樣的溫度降低。溫度變化的幅度與彈性應變幅呈線性關系。循環(huán)塑性變形時，金屬材料試樣的平均溫度隨著循環(huán)周次的增加而持續(xù)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(wěn)定在一個固定的值附近。試樣的溫度在一周循環(huán)內也發(fā)生波動，波動的幅度與發(fā)生彈性應變時試樣的溫度波動幅度相當。

雖然人們已經成功地采用聲發(fā)射方法測量了疲勞裂縫擴展，但對于腐蝕疲勞過程，特別是對陽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性關系。電流密度的大小直接影響聲發(fā)射事件的發(fā)生率，說明無論是陽極溶解還是鋁合金的陰極腐蝕都能誘發(fā)位錯的運動和增殖，成為重要的聲發(fā)射源。分析發(fā)現(xiàn)，氫致開裂的聲信號與陽極溶解有顯著不同，因此，采用該方法可以明顯地判定腐蝕疲勞過程的機制是陽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，近年來鎂的生產成本降低，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，在飛機、汽車等交通運輸工具中使用則可節(jié)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，會導致結構件的腐蝕疲勞失效。有關鎂合金腐蝕疲勞的研究結果很少，而推動鎂合金的應用必須有完整的數(shù)據(jù)，深入認識鎂合金的腐蝕機理，并采用適當?shù)姆雷o措施。

鎂合金在空氣中的疲勞裂紋源是第二相開裂所致。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參數(shù)。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。

力學因素對鎂合金的疲勞性能的影響很大。鎂合金腐蝕疲勞過程中，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）隨著頻率的降低而降低。裂紋萌生周次和穩(wěn)定擴展周次隨著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。裂紋萌生時間也吻合蝕坑裂紋萌生模型。

介質濃度對鎂合金疲勞性能存在很大影響。隨著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(jù)可以有效區(qū)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系。隨著腐蝕介質的濃度增加，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降低材料的拉伸強度，同時也顯著降低材料的塑性，這樣的降低主要來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(tǒng)壓力邊界的壽命設計、管理和預測是影響整個核電站運行安全性和經濟性的關鍵問題之一。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等。壓力邊界材料的服役條件為高溫、高壓、輻射、特殊水化學環(huán)境及承受一定應力（熱應力或機械應力等），其腐蝕疲勞問題對結構完整性和安全性至關重要。由于缺乏直接的實驗證據(jù)，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。ASME疲勞設計曲線及在此基礎上發(fā)展的設計標準已經廣泛應用于世界各國的核電站壓力邊界的設計。但近些年來美國、日本和中國等的實驗結果均表明，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降低，且降低程度依賴于應變速率、水化學和材料狀態(tài)的變化。說明如果按當前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題。因此，如何在疲勞設計標準中充分考慮材料、力學、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亟待解決的難題之一。日本和美國的研究人員率先開展了嘗試研究，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(tǒng)計模型。

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