压水堆（PWR）核电厂一回路压力边界长期服役于高温高压水环境中，腐蚀疲劳（CF）是承压设备材料服役过程中潜在的失效形式之一，也是设计、安审、运行监测、寿命评估关注的重点。已有研究表明，表面粗糙度对金属材料腐蚀行为和力学性能均有影响，真实构件的表面粗糙度与标准试样存在差别，而现有的疲劳寿命模型未考虑表面粗糙度的影响。因此，系统研究表面粗糙度对PWR一回路主管道不锈钢CF性能的影响对核电厂安全可靠服役有重要意义。
中科院金属所核电材料腐蚀课题组在国家自然科学基金（52101106）以及国家科技重大专项专题（2017ZX06002003-004-002）的支持下，研究了表面粗糙度对核电厂主管道用316LN不锈钢在高温高压水中CF行为的影响。发现表面粗糙度对316LN不锈钢环境疲劳效应的影响与应变速率相关，高应变速率下不同表面粗糙度样品的环境效应接近，低应变速率下环境效应随表面粗糙度增加而降低。主要原因是粗糙样品近表面塑性变形层的存在促进了Cr的扩散，低应变速率下富Cr氧化层的形成弱化了环境损伤，抑制了变形层内裂纹的生长。相关研究结果已发表于Corrosion Science, 209, 2022, 110792。
不同表面粗糙度样品的近表面残余应变分布、环境疲劳校正因子Fen；粗糙样品表面和截面的元素EDS面分布图；裂纹深度分布；疲劳裂纹生长模型
