Published 1997 | Version v1
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Design, fabrication and qualification of an NDT system for core vessels of pressurized water reactors

  • 1. ABB Reaktor, Mannheim (Germany)
  • 2. Fraunhofer-Inst. Zerstoerungsfreie Pruefverfahren, Saarbruecken (Germany)

Description

In late 1995, ABB Reaktor received an order contract from the Japanese nuclear industry for development and full qualification of a complete NDT system for inspection of core vessel welds and core vessel bolts, including qualification of the testing probes. The core vessel is examined in a water environment for reasons of radiological protection. The core vessel (about 7 m high, 3m across) is a structure made of welded cylindrical segments (austenite). On the inner side of the vessel, core shroud bolts (austenite) fasten the reinforcement plates (ribs) of the core shroud plates building the containment of the fuel elements. Older Japanese PWRs have a cylindrical, thermal shield surrounding the core vessel. The major technical challenge in development of a suitable testing system is the fact that the system has to guarantee safe and reliable performance of complex inspection tasks in the area behind the thermal shield, which involves particularly difficult conditions. Depending on the design age of reactors, the annular gap between core vessel and thermal shield is only between 20 and 50 mm wide. (orig./CB)

Abstract (German)

Zum Jahresende 1995 erhielt ABB Reaktor von der japanischen Kernindustrie den Auftrag, ein komplettes Pruefsystem fuer die Schweissnaehte des Kernbehaelters und fuer die Kernbehaelterschrauben zu entwickeln und dieses System einschliesslich der Pruefsonden zu qualifizieren. Der Kernbehaelter wird, um die hohe Strahlung abzuschirmen, unter Wasser geprueft. Der Kernbehaelter (ca. 7 m hoch, 3 m diameter) besteht aus zylindrischen Segmenten (Werkstoff Austenit), welche zusammengeschweisst sind. Auf der Innenseite des Kernbehaelters sind ueber Schrauben (Werkstoff Austenit) die Versteifungsplatten (Rippen) der Kernumfassungsbleche, welche die Brennelemente umschliessen, befestigt. Um den Kernbehaelter herum ist bei aelteren japanischen Druckwasserreaktoren ein zylinderfoermiger, thermischer Schild befestigt. Die technische Herausforderung fuer ein Pruefsystem besteht darin, die komplexen Pruefablaeufe in der schwierig erreichbaren Zone hinter dem thermischen Schild sicherzustellen. Abhaengig von der Anlage ist die Spaltbreite zwischen Kernbehaelter und thermischem Schild nur 20 bis 50 mm. (orig./MM)

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Part of:
Annual meeting 1997 - Nondestructive materials evaluation: NDT as a service in a changed industrial environment. Proceedings, book of papers

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Original title (German)
Auslegung, Herstellung und Qualifikation einer Pruefeinrichtung fuer Kernbehaelter von Druckwasserreaktoren

Publishing Information

ISBN
3-931381-16-1
Imprint Title
Annual meeting 1997 - Nondestructive materials evaluation: NDT as a service in a changed industrial environment. Proceedings, book of papers
Imprint Pagination
549 p.
Journal Volume
59.1
Series
Deutsche Gesellschaft fuer Zerstoerungsfreie Pruefung. Berichtsband
Journal Page Range
p. 471-479
Report number
INIS-DE--0027

Conference

Title
Nondestructive-testing services within changed industrial structures
Original Conference Title
Jahrestagung der Deutschen Gesellschaft fuer Zerstoerungsfreie Pruefung e.V. (DGZfP): Zerstoerungsfreie Materialpruefung - ZfP als Dienstleistung in einer veraenderten Industriestruktur
Acronym
Annual meeting of Deutsche Gesellschaft fuer Zerstoerungsfreie Pruefung e.V. (DGZfP)
Dates
5-7 May 1997
Place
Dresden (Germany)

INIS

Optional Information

Notes
Imprint:Jahrestagung 1997 - Zerstoerungsfreie Materialpruefung: Zfp als Dienstleistung in einer veraenderten Industriestruktur. Vortraege