材料的环境效应：氢脆与应力腐蚀开裂

材料的强度并非一个孤立的固有属性，其所处的服役环境对性能有着决定性的影响。化学反应（如腐蚀）和物理效应（如核反应堆中的辐射损伤）都能显著改变材料的行为。在众多环境致裂问题中，氢脆和应力腐蚀开裂因其严重的社会影响而备受关注，是工程安全领域必须正视的两大挑战。

氢致脆化：高强钢的“阿喀琉斯之踵”

在高强度钢的应用中，氢脆（Hydrogen Embrittlement），或称延迟开裂，始终是一个绕不开的棘手难题。氢原子无孔不入，它们不仅在材料的生产加工过程中，也会在服役期间侵入到钢的内部。尽管当前的研究热点聚焦于可动位错与氢原子的交互作用、氢在材料内部的扩散行为等，但其精确的断裂机理至今仍未完全厘清。

图1展示了多种钢材在水中浸泡100小时后的断裂强度。图中，断裂强度是作为常规拉伸试验测得的抗拉强度的函数绘制的。可以看到，当抗拉强度增长至约1.0 GPa时，断裂强度也随之上升。然而，当材料的抗拉强度达到1.5 GPa级别时，其断裂强度数据呈现出巨大的离散性：一部分试样依然保持高强度，而另一部分则可能跌落至1.0 GPa以下。这揭示了一个严峻的现实：在温和环境下通过强化获得的性能提升，在苛刻的服役环境中可能荡然无存。断裂的发生与否，与材料的微观结构，也即其强化机制，有着密不可分的联系。

图1 不同种类钢材中观察到的氢致脆化现象 (带有应力集中系数为10的缺口试样，在水中加载100小时后的断裂应力与抗拉强度的关系)

氢原子引发的另一种断裂机制是氢侵蚀（Hydrogen Attack），常见于在化工厂等高温化学气氛中工作的材料。以碳钢为例，侵入的氢原子会与其中的渗碳体颗粒反应，生成甲烷气体。这些气体在材料内部聚集，形成微小的“鼓包”，最终导致材料开裂。工程上，通常使用所谓的“纳尔逊图”（Nelson Diagram）来界定氢侵蚀发生的临界条件，该图谱总结了温度和氢分压的危险区域。

要准确评估特定工况下材料的氢脆敏感性，需要精密的实验设计和数据分析。这正是专业检测实验室的核心价值所在，通过模拟服役环境，为材料的安全应用提供关键数据支持。

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应力腐蚀开裂 (SCC)

应力腐蚀开裂（Stress Corrosion Cracking, SCC）是一种在众多合金材料中（纯金属中罕见）发生的失效模式。如图2a所示，它的发生需要三个因素的协同作用：特定的应力状态、化学环境和敏感的微观结构。例如，铝合金在空气和海水中、镁合金在海水中、铜合金在水或氨气环境中、碳钢在NaOH溶液中、奥氏体不锈钢在热水中，都曾发现过SCC现象。

外部施加的或内部存在的残余拉伸应力，在SCC过程中扮演着至关重要的角色。应力不仅会加速局部腐蚀（阳极溶解），还会放大裂纹尖端的应力场，共同推动断裂的发生。SCC的裂纹可以沿着晶粒内的特定晶面扩展（穿晶断裂），也可以沿着晶界扩展（沿晶断裂）。

从宏观上看，裂纹的扩展行为可以用断裂力学中的应力强度因子K来描述，如图2b所示。当K值低于某个阈值时，裂纹不会扩展，这个阈值被定义为K_ISCC。K_ISCC的值取决于材料的微观结构。一个普遍的规律是，材料的屈服强度越高，其K_ISCC值往往越低。因此，在材料设计中，强度与韧性之间的平衡取舍显得尤为重要。

图2 应力腐蚀开裂：(a) 应力、微观结构和化学环境对应力腐蚀开裂的影响因素；(b) 裂纹扩展速率与应力强度因子的关系

以奥氏体不锈钢为例，当它暴露在高温环境中时，铬的碳化物会在晶界处析出，导致晶界附近形成一个贫铬区。腐蚀会集中在这个贫铬区发生，在局部腐蚀和局部应力集中的共同作用下，裂纹便沿着晶界萌生。为了抑制这种现象，用于这类场合的钢材在冶炼时会极力降低碳的含量。在核反应堆中，SCC是关系到安全运行的关键问题，因此学界对奥氏体不锈钢的SCC行为进行了大量深入研究。已有研究表明，辐射损伤会加速SCC的开裂过程。然而，近期的研究结果又提出了一些新的挑战：在核反应堆的堆芯围板上，应力腐蚀裂纹被发现始于表面的晶粒内部，而非传统的晶界，其背后的原因尚不明确。