核電站電纜的老化評估研究

陸永芳， 宋時森， 丁曉青， 仲偉霞， 孫建生

（1.秦山第三核電有限公司，浙江海鹽314300；2.上海電纜研究所，上海200093）

核電站電纜的老化評估研究

陸永芳1， 宋時森2， 丁曉青2， 仲偉霞2， 孫建生2

（1.秦山第三核電有限公司，浙江海鹽314300；2.上海電纜研究所，上海200093）

通過庫存電纜的熱老化，研究老化導致電纜護套材料的機械性能、阻燃性能及抗氧化性能的變化，建立老化與性能之間的關聯，評估在役電纜的運行狀態。

電纜；老化；機械性能；阻燃性；抗氧化性

0 引 言

隨著核電廠數量的增加及運行時間的延長，核電廠設備的老化越來越引起人們的關注。我國的秦山、大亞灣核電廠投入運行已有10多年的歷史，雖然運行時間不是很長，卻已面臨安全殼內、外儀控電纜的老化問題，隨著服役時間的增加，這一問題將更加突出。

秦山核電在一次日常例行檢查中看到，一組控制電纜表面多處出現了大量白色結晶粉末。運行現場進一步查看發現，電纜敷設在室內架設的鋼架上，運行環境中不存在腐蝕性氣體，運行情況正常，出現異常的電纜都是低壓低載型的控制電纜。依照設計規范要求，不管電纜是否使用，電纜的使用壽命都應超過核電站40年的使用壽命。而秦山三期兩臺機組分別于2002年12月和2003年7月投入商業運行以來，迄今也就運行了10年左右，出現這一現象后該組電纜的運行安全性令人擔憂。

由于敷設現場此種電纜沒有預留，所以可供截取進行分析研究的樣品無法獲得。為了研究上述出現異常現象電纜的性能，我們選取了與其型號相同的庫存電纜進行老化處理分析。參考國際原子能機構（IAEA）的報告《核電站安全重要部件的老化評估與管理》相關建議，采取熱老化的方式對庫存電纜進行老化研究。由于異常點出現在電纜護套表面，此處從分析電纜護套的力學性能、阻燃性能、抗氧化性能及壓縮模量變化的角度，研究搭建性能老化與老化時間的關系，并利用在役電纜可獲得的性能測試參數來探討出現異常的電纜，評估其運行狀態。

1 實驗部分

取庫存電纜截成20 cm長的小段，參照GB/T 2951.12-2008《電纜和光纜絕緣和護套材料通用試驗方法第12部分：通用試驗方法 熱老化試驗方法》，在老化溫度設定為（135±2）℃的烘箱中老化。

1.1 試驗樣品

分別取熱老化20天、40天、60天電纜樣品進行分析測試。樣品的編號及說明如表1所示。

表1 樣品編號及說明

1.2 試驗方法

就上述樣品分別進行了力學性能、阻燃性能、抗氧化性能以及壓縮模量的測試。

1.2.1 力學性能

樣品1、2、3、4的護套力學性能按照GB/T 2951.11-2008《第11部分：通用試驗方法 厚度和外形尺寸測量 機械性能試驗》。采用萬能材料試驗機（Instron 4301），拉伸速率：（250±50）mm/min，得到抗張強度和斷裂伸長率。

1.2.2 阻燃性能

樣品1、2、3、4的阻燃性能按照GB/T 2406.2-2009《塑料用氧指數法測定燃燒行為 第2部分：室溫試驗》，直接從護套上取樣進行氧指數試驗，得到相應樣品的氧指數。

樣品1、2、3、4采用TGA（209F1，德國耐馳生產），參照GB/T 27761-2011《熱重分析儀失重和剩余量的試驗方法》分析樣品的熱穩定性。溫度程序：30～600℃，10℃/min，空氣氣氛，樣品質量10 mg左右。

1.2.3 抗氧化性能

樣品1、2、3、4、5的抗氧化性能按照 GB/T 19466.6-2009《塑料差示掃描量熱（DSC）第6部分：氧化誘導時間（等溫OIT）和氧化誘導溫度（動態OIT）的測定》，30～300℃，10℃/min，氧氣流量，60 ml/min，樣品質量7 mg左右，進行試驗獲得不同樣品的氧化誘導溫度（OITP）值。

1.2.4 壓縮模量

［1］，采用壓縮模量分析儀（IPAM）對庫存電纜、老化電纜以及在役運行的電纜樣品進行壓縮模量（IM）測量，每根電纜選取3個測試部位測試，每個部位測量10次，取平均值。

2 實驗結果與分析

2.1 機械性能

庫存電纜護套未老化及老化樣品拉伸試驗數據匯總見表2。斷裂伸長率與熱老化時間的對應關系見圖2。由表2可知，樣品在135℃老化，隨老化時間的延長，電纜護套樣品因部分不穩定助劑的揮發，抗張強度略有增大，但當老化進行到 60天即1 440 h后，材料的拉伸強度下降，斷裂伸長率降到60%，已經達到未老化樣品的50%。

國際上通常用試樣原始斷裂伸長率的50%作為壽命終點判定指標，參考IEC 60216-2：2005［2］，這里選擇初始斷裂伸長率（EAB）的50%作為壽命終點判據評定其失效的OITP值和IM值。

表2 庫存電纜護套樣品的機械性能匯總

2.2 阻燃性能

考慮到電纜護套表面不斷析出帶結晶水的硫酸鎂晶體來自于電纜護套本身，有必要考察護套的阻燃性能。這里通過氧指數來表征阻燃性能的變化，氧指數值越高，表示材料的阻燃性能越好。測試結果見表3。由表3結果可見，該電纜護套樣品熱老化的結果使得氧指數值升高，阻燃性能似乎變好。

表3 電纜護套樣品的氧指數值結果

圖1是未老化樣品1和熱老化樣品2、3、4的熱失重（TGA）曲線對比。從圖1中的曲線可以看出，2、3、4的TGA曲線基本重合，與1的TGA曲線存在一定的差異性。以4為例對比分析熱老化對電纜護套熱穩定性能的影響。對比1、4的TGA曲線，熱老化使得護套的起始熱分解溫度有所提高，1的起始熱分解溫度為341.7℃，而2的起始熱分解溫度有所升高，達346.2℃。再看1和2的DTG曲線（TG對溫度的一階導數曲線，可以更直觀地看到材料隨溫度的升高分解失重的快慢程度），1的第一階段失重（294.4～408℃）比2的要快，但2的第二（401～436℃），第三（436～527℃）失重相比于1要略快。由此可以說明，適當的熱處理可去除電纜護套表面的小分子物質，有利于提高護套材料的起始熱穩定性，但材料在高于400℃后的熱分解加劇。

圖1 樣品的熱失重曲線

綜合氧指數和熱失重曲線的分析結果可以得知，適當的熱處理可以提高電纜護套的熱穩定性和阻燃性。

2.3 抗氧化性能

差熱掃描量熱（DSC）技術是核電站電纜評估的一種常用技術。在核電站電纜狀態監測計劃中，最大問題來自于運行電纜樣品的監控不足和缺少原始的存儲電纜。通過DSC技術對聚合物電纜材料微樣品的氧化分解開始溫度（OITP）的取樣測量，可以建立實驗室老化與在役電纜性能之間的關聯，有效評估在役電纜。OITP值低，材料的抗氧化性能差。樣品1、2、3、4、5的OITP的值分別為：257.3℃、238.8℃、229.0℃、219.9℃、249.5℃，從以上數據可以明顯看出，隨著電纜護套樣品在135℃烘箱中老化時間的延長，OITP值減低，護套材料的抗氧化性能劣化。而從在役電纜的微量樣品的OITP值可以看出，在役電纜護套材料的抗氧化性能還是比較好的。參照相關研究［3、4］：

式中：ts為剩余使用壽命（年）；tm為在監測時刻的使用壽命（年）；OITPm為在監測時刻的OITP數值；OITPk為壽命終止時的OITP值。

借助上式可以估算電纜以抗氧化性能來判定的使用壽命。將表4的數據代入上式，取OITPi= 257.3℃，tm=10年，OITPm=249.5℃，OITPk= 219.9℃，可以估算出在役電纜的剩余壽命約為40.8年。由于未老化的始點OITPi取的是庫存電纜，比實際值可能偏小，從而使得剩余壽命的結果可能偏低，說明在役電纜從抗氧化性能角度分析，護套表面即使出現了異常，材料抗氧化性能依然很好。

2.4 壓縮模量（IM）

庫存電纜和現場在役電纜的壓縮模量測試結果如表4所示。從表4數據可以得知，隨著熱老化時間的延長，電纜的壓縮模量增大，電纜變硬變脆。現場在役電纜的壓縮模量為72N/mm，低于135℃老化40天的庫存電纜3的壓縮模量測試值，表明現場在役電纜從力學性能看也還是安全的。為便于驗證不同老化階段壓縮模量與斷裂伸長率的對應關系（見圖2），將表4的壓縮模量結果與表2的斷裂伸長率合并作圖，圖中虛線是現場在役電纜所在的位置。從圖2可以看出，其與斷裂伸長率（EAB）的老化曲線交接點離EAB失效值還很遠，出現異常的在役電纜的力學性能還是安全的。

表4 電纜的壓縮模量測試結果

圖2 電纜的壓縮模量與斷裂伸長率的關系

3 結 論

（1）從機械性能、阻燃性能、抗氧化性能角度可以分析熱老化給電纜護套樣品造成的性能影響，并聯系在役電纜的OITP值和IM值評估分析在役電纜的運行狀態。

（2）采用DSC技術測量護套OITP的方法以及壓縮模量分析儀（IPAM）測試電纜的壓縮模量，實驗敏感性較大，必須控制相同的實驗條件。

（3）若在役試驗樣品有限，則可采用OITP和IM測量值，結合庫存樣品老化曲線對在役樣品的老化性能進行評估。

參考文獻：

［1］ EPRI TR-104075：1996 Evaluation of cable polymer aging through indenter testing of in-plantand laboratory-aged specimens［S］.

［2］ IEC 60216-2：2005 Electrical insulating materials-Thermal endurance properties-Part 2：Determination of thermal endurance properties of electrical insulating materials-Choice of test criteria［S］.

［3］ Poirier MP，Stonkus D J，Benson S.Condition monitoring of nuclear cables using the indenter modulus co-ordinated research project on management of ageing of in-cotainment I&C cables［C］//Research Co-ordination Meeting，IAEA，Vienna，1996：9-13.

［4］ Chlaypnikov Ju A，Kirjuchin SK，Mariin AP.Antiokislitelanaya stabilizatsiay polimerov［C］//Himiays，Moscow，Russian，1986：256.

Researches of the Aging Evaluation on Nuclear Plant Cable

LU Yong-fang1，SONG Shi-sen2，DING Xiao-qing2，ZHONGWei-xia2，SUN Jian-sheng2
（1.Qinshan Third Nuclear Power Co.，Ltd.，Haiyan 314300，China；2.Shanghai Electric Cable Research Institute，Shanghai200093，China）

A selected cable，which is same as the nuclear plant cable in service，was treated by thermal aging.After that，themechanical property，the flame retardant property，the anti-oxidation weremeasured，and relationships between them due to the thermal aging were established.By those analysis，evaluating the in-service cable performance in nuclear plant.

cable；aging；themechanical property；the flame retardant property；the anti-oxidation property

TM246.5

A

1672-6901（2014）05-0010-03

2014-05-16

陸永芳（1973-），男，高級工程師.

作者地址：浙江海鹽縣秦山第三核電有限公司技術三處［314300］.