Fatigue monitoring of power plant components
Description
Numerous investigations in the field of material fatigue have been performed in recent years. The reason for these activities was the occurence of particular crack formations in feed-water lines and feed-water nozzles of steam generators of pressurized-water reactors, and in pressure vessels of boiling-water reactors. Material investigations pointed out that crack initiation and crack propagation was primarily caused by fatigue. Temperatures and strain measurements performed during plant operation indicated thermal cycles. A structural assessment was performed to determine the effects of thermal cycles which showed significant fatigue damage. In order to gain information on the material fatigue status in a most economical way, a fatigue monitoring system has been developed which is described in this paper. (orig.)
Abstract (German)
In den letzten Jahren wurden zahlreiche Untersuchungen zur Materialermuedung von Kraftwerkskomponenten durchgefuehrt. Der Anlass hierfuer war das Auftreten von Rissen an den Innenoberflaechen von Speisewasserleitungen vor den Dampferzeugern von Druckwasserreaktoren und Reaktordruckgefaessen von Siedewasserreaktoren. Werkstoffuntersuchungen ergaben, dass Materialermuedung als Ursache fuer die Anrissbildung anzunehmen ist. Bei betriebsbegleitenden Messprogrammen wurden Temperaturwechselbeanspruchungen nachgewiesen, deren rechnerische Bewertung Rueckschluesse auf den Ausnutzungsgrad erlaubt. Im Rahmen dieser Untersuchungen wurde ein Ermuedungsueberwachungssystem entwickelt, das den Ausnutzungsgrad betriebsbegleitend berechnen kann. Das System wird in dem vorliegenden Aufsatz beschrieben. (orig.)Additional details
Additional titles
- Original title (German)
- Betriebsbegleitende Ermuedungsueberwachung von Kraftwerkskomponenten
Publishing Information
- Journal Title
- Atomkernenerg. Kerntech.
- Journal Volume
- 47
- Journal Issue
- 1
- Series
- CODEN: ATKEA.;Atomkernenerg. Kerntech.
- Journal Page Range
- 20-22
- ISSN
- 0171-5747
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 16068254
- Subject category
- S22: GENERAL STUDIES OF NUCLEAR REACTORS; S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS; S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Descriptors DEI
- CRACK PROPAGATION; FEEDWATER; MICROPROCESSORS; NOZZLES; ON-LINE SYSTEMS; PRESSURE VESSELS; REACTOR COMPONENTS; REACTOR INSTRUMENTATION; REACTOR MONITORING SYSTEMS; STRAIN GAGES; TEMPERATURE MEASUREMENT; THERMAL CYCLING; THERMAL FATIGUE; THERMAL STRESSES; TRANSIENTS
- Descriptors DEC
- CONTAINERS; ELECTRONIC CIRCUITS; FATIGUE; HYDROGEN COMPOUNDS; MEASURING INSTRUMENTS; MECHANICAL PROPERTIES; MICROELECTRONIC CIRCUITS; OXYGEN COMPOUNDS; STRESSES; WATER