Evaluation of methods for assessment of cracks in piping systems
Description
Non-destructive examinations performed on piping of nuclear power plants in Germany had sometimes revealed cracks that have been expected neither with respect to their nature nor to their extent (e.g., cracks in austentic piping of boiling water reactors). At present the assessment of findings at the occasion of such examinations is based on foreign design codes (e.g. ASME-Code) since in German codes (KTA-Regelwerk) no quickly usable directions are provided for such cases. In both Germany and foreign countries several experiments and theoretical analyses exist that can be used for the assessment of findings at non-destructive examinations. On the basis of these data the foundations of procedures in the following spheres of work have been reviewed and assessed: a. Fracture mechanics experiments on cracked piping elements, b. the nature of cracks detected and their causes, c. practicable simplified methods for the assessment of cracks, d. occurrences of cracks that have been left after inspection, e. crack growth models used at present. On the basis of these investigations recommendations are given that allow a standardised assessment procedure of findings of non-destructive examinations. These recommendations can be submitted to corresponding bodies, e.g. RSK, KTA for further discussion and to give recommendations to the regulators. From the experience gained with the unexpected findings of non-destructive examinations, some recommendations were given by the corresponding institutions for the practice of future examinations practice, that in part have been implemented already into the KTA safety standards. (orig.)
Availability note (English)
Available from TIB Hannover: RO 3190(2001-577)Abstract (German)
Bei zerstoerungsfreien Pruefungen von in Deutschland betriebenen Kernkraftwerken wurden einige Faelle von Rissbildungen festgestellt, die sowohl von der Rissart als auch vom Umfang der Befunde nicht erwartet worden waren, beispielsweise Risse in austenitischen Rohrleitungen von Siedewasserreaktoren, verursacht durch Spannungsrisskorrosion. Nach derzeitiger Praxis wird fuer die Beurteilung von Befunden haeufig auf auslaendische Regelwerke (z.B. ASME-Code) zurueckgegriffen, da im KTA-Regelwerk leicht und schnell handhabbare diesbezuegliche Festlegungen fehlen. Sowohl in der Bundesrepublik als auch im Ausland liegen umfangreiche experimentelle und methodische Untersuchungen vor, die fuer die Beurteilung von Befunden im Prinzip nutzbar sind. Gemaess der Aufgabe des Vorhabens wurden aus den angesprochenen Untersuchungen in den Arbeitsfeldern a. bruchmechanische Experimente an Rohrbauteilen mit Rissen, b. aufgefundene Rissformen und Rissursachen, c. geeignete vereinfachte Methoden zur Bewertung von Rissen, d. Vorkommnisse mit tolerierten Rissbefunden, e. aktuelle Risswachstumsmodelle bewertende Zusammenstellungen der Grundlagen erarbeitet. Auf dieser Basis wurden schliesslich Empfehlungen fuer eine moeglichst einheitliche Handhabung der Befundbewertung ausgearbeitet, die den entsprechenden Gremien (RSK, KTA) zur weiteren Beratung zugeleitet werden koennen. Aus der Prueferfahrung mit den unerwarteten Rissbefunden wurden von den entsprechenden Institutionen Empfehlungen fuer die zukuenftige Pruefpraxis abgeleitet, die teilweise bereits Eingang in das KTA-Regelwerk gefunden haben. (orig.)Additional details
Additional titles
- Original title (German)
- Bewertung von Methoden zur Beurteilung von Rissen in Rohrleitungen
Publishing Information
- Imprint Pagination
- 237 p.
- Series
- Schriftenreihe Reaktorsicherheit und Strahlenschutz. Ergebnisberichte, Untersuchungen, Studien, Gutachten
- ISSN
- 0724-3316
- Report number
- BMU--2001-577
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 33012546
- Subject category
- S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Resource subtype / Literary indicator
- Non-conventional Literature
- Descriptors DEI
- CRACK PROPAGATION; CRACKS; EVALUATION; FRACTURE MECHANICS; PIPES; REACTOR COMPONENTS; RECOMMENDATIONS; REGULATIONS
- Descriptors DEC
- LAWS; MECHANICS; TUBES
Optional Information
- Contract/Grant/Project number
- Contract BMU SR 2252