A novel monitoring system for fatigue crack length of compact tensile specimen in liquid lead-bismuth eutectic

Xue Baoquan; Tan Jibo; Wu Xinqiang; Zhang Ziyu; Wang Xiang

doi:10.1016/j.net.2023.12.051

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자료유형: 학술저널

저자정보: Xue Baoquan (CAS Key Laboratory of Nuclear Materials and Safety Assessment, Liaoning Key Laboratory for Safety and Assessment Technique of Nuclear Materials, Institute of Metal Research, Chinese Academy) Tan Jibo (CAS Key Laboratory of Nuclear Materials and Safety Assessment, Liaoning Key Laboratory for Safety and Assessment Technique of Nuclear Materials, Institute of Metal Research, Chinese Academy) Wu Xinqiang (CAS Key Laboratory of Nuclear Materials and Safety Assessment, Liaoning Key Laboratory for Safety and Assessment Technique of Nuclear Materials, Institute of Metal Research, Chinese Academy) Zhang Ziyu (CAS Key Laboratory of Nuclear Materials and Safety Assessment, Liaoning Key Laboratory for Safety and Assessment Technique of Nuclear Materials, Institute of Metal Research, Chinese Academy) Wang Xiang (CAS Key Laboratory of Nuclear Materials and Safety Assessment, Liaoning Key Laboratory for Safety and Assessment Technique of Nuclear Materials, Institute of Metal Research, Chinese Academy)

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology Vol.56 No.5

발행연도: 2024.5

수록면: 1,887 - 1,894 (8page)

DOI: 10.1016/j.net.2023.12.051

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Fatigue strength of the structural materials of lead-cooled fast reactors (LFRs) and accelerator-driven systems (ADS) may be degraded in liquid metal (Lead or lead-bismuth eutectic (LBE)) environments. The fatigue crack growth (FCG) data of structural materials in liquid LBE are necessary for damage tolerance design, safety assessment and life management of key equipment. A novel monitoring system for fatigue crack length was designed on the compliance method and the monitor technology of crack opening displacement (COD) of CT specimens by the linear variable differential transformers (LVDT) system. It can be used to predict the crack length by monitoring the COD of CT specimens in harsh high-temperature liquid LBE using a LVDT system. The prediction accuracy of this system was verified by FCG experiments in room temperature air and liquid LBE at 150, 250 and 350 ◦C. The first results obtained in the FCG test for T91 steel in liquid LBE at 350 ◦C are presented.

#Lead-cooled fast reactors #Liquid Pb–Bi embrittlement #T91 steel #Fatigue crack growth

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