《International Journal of Pressure Vessels and Piping》：A study on the applicability of NUREG-0800 branch technical position 5-3 for evaluating fracture toughness of ferritic steel
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•使用36种韩国反应堆压力容器材料评估了BTP 5-3估算方法。•估算值与测量值相当，但对于板材材料来说相关性较弱。•夏比剪切断裂外观是一个比吸收能量更通用的指标。•为板材、锻件和焊接件推导了参考温度范围。•所提出的范围减少了单一温度估算中的过度保守性。引言反应堆冷却剂压力边界部
• 使用36种韩国反应堆压力容器材料评估了BTP 5-3估算方法。
• 估算值与测量值相当，但对于板材材料来说相关性较弱。
• 夏比剪切断裂外观是一个比吸收能量更通用的指标。
• 为板材、锻件和焊接件推导了参考温度范围。
• 所提出的范围减少了单一温度估算中的过度保守性。
引言 反应堆冷却剂压力边界部件通常由铁素体材料制成，其断裂韧性要求由美国机械工程师协会（ASME）的《锅炉和压力容器规范》第三部分[1]或等效的国家规范（如RCC-M、KTA和JSME）确定。由于韩国的商业核电站是按照ASME规范或韩国等效规范KEPIC设计和建造的，因此本研究参考了ASME规范的要求。该规范对断裂韧性的要求在20世纪70年代初从质量控制重点转向了断裂力学方法。根据WRC公告175（1972）[2]，1972年之前的规范依赖于纵向夏比试样来表征材料的最大韧性。然而，现代结构完整性评估（即1972年之后的规范，如NUREG-0800 BTP 5-3 [3,4]所述）认识到脆性断裂更可能沿横向传播，而横向的韧性由于晶粒拉伸而较低。此外，还增加了落锤试验来测定断裂韧性指标——特别是参考零韧性转变温度（RT NDT RT NDT ；为了解决这个问题，美国核管理委员会（U.S. NRC）制定了NUREG-0800分支技术立场（BTP）5-3，提供了一种从有限数据中确定断裂韧性的替代方法[3,4]。
BTP 5-3的实用性在多个老化的美国核电站中得到了充分证明。例如，Kewaunee [6]、North Anna Units 1 & 2 [7]和Palisades [8]根据1972年之前的ASME规范要求获得许可，由于缺乏横向夏比V型缺口数据，它们使用了BTP 5-3方法来估算初始RT NDT 。正如NRC安全评估所记录的，这些统计相关性提供了一种经监管机构批准的手段，以确保在缺乏原始落锤试验记录的情况下仍保持保守的断裂韧性裕度。虽然NUREG-0800 BTP 5-3最初是为了应对1972年之前ASME规范电站的数据不足而开发的，但其应用已扩展到1972年之后建造的电站，这些电站的认证材料测试报告（CMTRs）缺失或不充分。包括Palo Verde Unit 1、2和3 [9]在内的根据1972年之后规范建造的核电站也使用了BTP 5-3方法来克服材料数据的限制。此外，随着电站进入长期运行阶段，带状区域之外的中子通量（如进口和出口喷嘴区域）可能变得重要，这可能需要重新评估带状区域之外的材料，如参考文献[10]中所述。这表明，无论采用哪种规范或设计标准，BTP 5-3或类似的其他国家规范中的补充性监管指导仍然是管理材料属性不确定性的关键工具。
在韩国，所有商业核电站（NPPs）都是按照1972年之后的ASME规范建造的。这可能表明，最初为1972年之前的电站设计的NUREG-0800 BTP 5-3方法对韩国的核电 fleet相关性较低。然而，材料管理和许可的实际挑战要求继续使用BTP 5-3方法。通常，RT NDT 是通过采购和制造阶段的材料认证测试确定的，结果记录在认证材料测试报告（CMTRs）中。然而，在实践中，由于各种因素（如设计规范要求不足、CMTRs的丢失或人为错误），断裂韧性数据可能缺失或不足。在美国，BTP 5-3已经被用作这类情况的关键替代方法，预计未来韩国核电 fleet也会有类似的监管需求。在这种背景下，本研究通过分析韩国和国际铁素体RPV材料的综合数据库来评估BTP 5-3的适用性。此外，通过识别当前BTP 5-3方法中存在的具体裕度和不确定性，本研究提出了一种改进的方法。这种方法预期可以在材料属性有限的情况下提供工程上可接受且高效的框架，从而确保反应堆压力容器（RPVs）的长期结构完整性。
本文评估了NUREG-0800 BTP 5-3方法在确定铁素体反应堆压力容器（RPV）材料断裂韧性属性方面的适用性。先前的评估[[10], [11], [12]]都是基于在美国制造的反应堆容器，这些容器处于共同的制造和采购环境中。BTP 5-3中包含的相关性是否适用于不同国家供应链生产的材料尚未经过检验。首先，使用韩国RPV板材、锻件和焊接件的综合数据集评估了BTP 5-3中的五种特定方法，并与国际数据库进行了比较分析，以调查其全球一致性。独立材料群体之间的一致性提供了更强的证据，表明这些相关性源于冶金特性，而不是特定制造历史的产物。然后，提出了一种改进的
RT NDT 确定方法，该方法结合了剪切断裂外观（SFA）数据，并提供了明确的产品特定决策标准，以减少当前指南中固有的过度保守性。- 第2节提供了BTP 5-3要求和监管背景的技术概述。
- 第3节描述了数据收集过程和用于评估的统计标准，如决定系数（R2 ）和显著性F。
- 第4节介绍了每种BTP 5-3方法的适用性评估结果，并与国际研究结果进行了比较。
- 第5节深入讨论了保守性的来源，并提出了基于SFA的改进方法。
- 第6节总结了本工作的结论。
本研究中的数值和计算主要以SI单位表示，为了与ASME规范要求保持一致，其美国惯用单位也一并提供在括号中。
章节片段 根据ASME规范确定RT NDT 铁素体材料的参考零韧性转变温度应按照ASME规范第三部分的NB-2331来确定。需要两种类型的测试来建立
RT NDT ，具体如下：
1) 根据ASTM
E208 [13]，通过落锤试验确定一个高于或等于零韧性转变温度的
T NDT 2) 在不超过T NDT T NDT
数据收集 为了评估BTP 5-3的适用性，从韩国和国际来源收集了断裂韧性数据。在韩国，对用于反应堆压力容器（RPVs）的铁素体材料进行监测测试是按照核安全与安保委员会（NSSC）的通知No. 2021-28执行的。因此，从韩国压水反应堆的监测测试报告中收集了铁素体材料的落锤试验和夏比冲击试验数据
NUREG-0800 BTP 5-3的适用性评估 本节使用韩国和国际数据分析了NUREG-0800 BTP 5-3方法的适用性。第4.1至4.5节展示了韩国RPV材料数据的分析结果，而第4.6节展示了结合国际数据集的结果。
讨论 本研究使用韩国和美国的数据集评估了BTP 5-3方法的适用性。分析表明，虽然BTP 5-3通常提供了保守的T NDT RT NDT 估算值，但在某些情况下该方法要么统计上不显著，要么对某些材料产生了非保守的结果。BTP 5-3结果中的观测偏差归因于测试数据的固有波动和测试的保守应用
结论 本研究使用韩国核电站中铁素体反应堆压力容器（RPVs）的材料数据，评估了U.S. NRC NUREG-0800 BTP 5-3方法的适用性。使用了来自5个板材、13个锻件和18个焊接件的落锤和夏比冲击试验结果的综合数据集来评估BTP 5-3中规定的五种特定方法。为了验证这些发现，还结合了国际数据和先前的研究
利益冲突声明 作者声明他们没有已知的可能影响本文所述工作的利益冲突或个人关系。
Tae-Kwang Song
