核反应堆压力容器钢的夏比V型缺口冲击韧性综合数据集：尺寸效应与相关性分析

为解决核反应堆压力容器(RPV)钢材在辐照环境下因试样尺寸限制导致的力学性能评估难题，Idaho国家实验室联合多机构研究人员通过系统文献综述构建了包含4,961条夏比冲击试验记录的公开数据集。该研究整合了109篇文献中SA533B、SA508等RPV钢材的化学成分、热处理工艺、辐照条件和试样尺寸等参数，为验证现有尺寸效应相关性方法及开发数据驱动的机器学习模型提供了基础，对延长核电站安全寿命具有重要意义。

　　在核能领域，反应堆压力容器(RPV)钢材如同核电站的"心脏外壳"，其结构完整性直接关系到核反应堆的安全运行。然而，这些钢材在长期极端环境下服役时面临一个棘手难题：受限于辐照材料的取样体积，研究人员不得不使用缩比试样进行力学性能测试，但小尺寸试样会引发显著的尺寸效应，导致材料行为与全尺寸试样存在差异。尽管ASTM A370等标准提供了部分转换方法，但这些方法通常仅适用于特定测试条件，且难以准确模拟整个韧脆转变温度区间的复杂断裂机制。

为解决这一挑战，Idaho国家实验室联合多所高校的研究团队在《Scientific Data》发表了开创性研究。他们通过系统性文献检索和专家验证，构建了包含4,961条记录的综合性夏比V型缺口(CVN)冲击试验数据集，涵盖SA533B、SA508等五种关键核结构钢材。研究团队采用WebPlotDigitizer软件从图表中提取数据，并通过材料专家团队进行技术验证，确保数据的准确性和一致性。数据集详细记录了材料成分、制造工艺、辐照条件、试样尺寸和测试结果等55类参数。

研究结果部分，"背景与摘要"指出当前核能发展对RPV材料提出更高要求，而缩比试样测试存在微结构异质性增加和测量精度要求提高等挑战。"方法"部分详细介绍了夏比冲击试验标准流程，包括试样尺寸(标准全尺寸为55×10×10 mm)、上平台能量(USE)和韧脆转变温度(DBTT)的测定方法。"尺寸效应"分析发现缩比试样会导致USE降低和DBTT偏移，且USE主要受试样厚度和韧带尺寸影响，而DBTT对缺口几何敏感。"USE相关性"总结了Lucas等提出的B(W-A)²体积归一化法等七种方法，但指出这些方法或过于简化或过于复杂。"DBTT相关性"则分析了包括Towers提出的恒定温度偏移法在内的六种转换方法，同样存在适用范围有限的问题。"数据采集"显示通过Google Scholar等引擎筛选109篇文献，覆盖20MnMoNi55等关键材料。"数据分布"图表显示SA508和SA533B占比最高，试样尺寸从1.5mm到全尺寸不等。

该研究的创新性在于首次建立了系统全面的核材料冲击试验数据库，为机器学习模型开发提供了坚实基础。研究团队在"技术验证"中强调通过专家复核和统计分析方法确保数据质量，并提供了Python分析代码。这项工作的科学价值体现在三个方面：一是解决了核材料测试中尺寸效应量化的关键难题；二是为开发新型数据驱动的相关性模型奠定基础；三是对延长现役核电站寿命评估和新型反应堆设计具有重要工程意义。数据集已通过Materials Cloud Archive公开，将推动核结构材料领域的跨机构合作研究。