The  primary  heat  transport  system  of  500  MWe  Indian  PHWR  comprises  of  straight  pipes,  elbows  and  headers.A  study  was  conducted  to  qualify  piping  system  for  leak  before  break.  R-6  method  was  used  to  assess  integrity  of system  for  leakage  size  crack  (LSC),  the  margins  on  crack  initiation  load  and  unstable  crack  growth  loads.  Option 2(material  specific  failure  assessment  diagram),  Category  3(ductile  tearing)  analysis  was  used  for  straight  pipes,elbows and header. In order to enhance the confidence in the analytical results, detailed sensitivity analysis was also performed.  For  sensitivity  analysis,  variation  in  material  properties,  LSC  was  considered.  The  effect  of  variation  in temperature  on  material  properties  was  also  considered.  Tensile  and  fracture  properties  used  for  base  and  weld material data were generated from pipe material obtained from 220 MWe Nuclear Power Plant, under  construction.