核安全級電纜耐LOCA工況能力的試驗研究

烏曉燕，鐘志民

(國核電站運行服務技術有限公司，上海200230)

核安全級電纜耐LOCA工況能力的試驗研究

烏曉燕，鐘志民

(國核電站運行服務技術有限公司，上海200230)

為保證核電廠安全可靠運行，要求核安全級電纜在整個壽期內能經受LOCA工況，執行安全相關功能。本文以絕緣電阻為指標，以我國已運行核電廠中使用較多的2個廠家制造的核安全級電纜為樣品，分析比較了不同加速老化速率、不同累積熱-輻照輸入對電纜耐LOCA工況能力的影響。結果表明，不同廠商制造的電纜耐相同LOCA工況的能力存在差異：在一定的加速老化速率及累積能量輸入范圍內，老化速率、累積能量輸入對電纜A耐LOCA工況的影響不明顯；而累積能量輸入對電纜B耐LOCA工況能力的影響較明顯。

電纜；設備鑒定；絕緣電阻；失水事故

核安全級電纜猶如人類的神經系統對保障核電廠安全可靠運行有重要意義。核安全級電纜在設計壽命內應能在經歷失水事故(LOCA，loss of coolant accident)及事故后執行核安全功能。設備鑒定是保障電纜在設計壽期內安全可靠運行的重要試驗分析手段。設備鑒定在電纜老化管理、延壽過程中也有著重要意義。美國系列標準IEEE323[1]、IEEE383[2]，法國系列標準RCC-E[3]、NF M 64-001[4]等都給出了建議的試驗原則、要求及方法。結合國際及我國幾十年的電纜制造、核電廠設計及運行歷史，我國也已經積累了一定的設備鑒定經驗。

1 設備鑒定

通過試驗方法，判定經歷熱老化、輻照老化后的電纜能否通過LOCA工況是設備鑒定最基本、最常用的方法。在整個過程中，還存在一些技術細節可以討論。如熱老化試驗及分析中，公認Arrhenius公式。依據該公式進行熱老化試驗，可選用的溫度范圍廣。通常，電纜制造廠選用的溫度較高，可縮短老化試驗時間，但在選用的較高的試驗溫度與核電廠實際較低的運行溫度下電纜材料老化機理是否一致[5]，值得研究。不同的老化溫度對于電纜性能的影響需要確定[5]。同樣的問題存在于輻照劑量率的選擇上[6,7]。另外，對于需要進行熱老化及輻照老化的電纜，在核電廠中是處于輻照源與熱源同時存在的環境中，與電纜制造商通常采用的順序老化試驗存在差異。采用熱-輻照聯合老化試驗的方法更接近于核電廠實際工況，但又對試驗設施提出了更高的要求。這些試驗方法的差異是否影響電纜通過LOCA試驗也引起了大家的關注。另一方面，隨著我國核電機組運行時間的增加，許多機組設備面臨延壽的需求，設備鑒定的數據可以為延壽提供數據支持。

本試驗中對2種電纜進行了熱-輻照聯合老化試驗及LOCA模擬試驗。以絕緣電阻為指標，比較了不同加速老化速率、不同累積熱-輻照輸入對電纜耐LOCA工況的能力的影響。

2 試驗樣品與方法

試驗樣品選用了2種殼內核安全級控制電纜，這2種電纜的生產廠家是我國運行核電廠殼內電纜的主要供貨商。一種電纜為0.6/1kV 7×1.5，記為電纜A，另一種電纜為(0.3/0.5)kV 4×1.5，記為電纜B。每根電纜的有效長度為5 m。

在電纜進行LOCA試驗前，進行了正常工況的熱-輻照聯合加速老化試驗。區別于電纜生產廠商進行設備鑒定時經常采用的先熱后輻照的順序老化試驗或先輻照后熱的逆序老化試驗，本試驗中采用了熱源、輻照源同時施加的熱-輻照聯合加速老化試驗方法。將電纜盤繞于烘箱內，烘箱置于60Co輻照場中，實現了熱-輻照聯合加速老化。正常工況的熱-輻照聯合老化試驗中，選取了3種溫度-劑量率條件，其加速老化速率均低于電纜制造商采用的速率，更接近核電廠實際工況。加速老化試驗條件1、條件2、條件3的加速老化速率依次增大。假設殼內最高溫度50 ℃，40年正常工況γ射線累積劑量250 kGy，溫度裕量+15 ℃，材料活化能1.192 eV。每種加速老化速率下選用了不同的老化時長，每種老化條件的模擬壽命見表1。樣品A-1-4、A-2-4、A-3-4、B-1-4、B-2-4、B-3-4相當于不同加速老化速率下的40年壽期的模擬(記作A-X-4和B-X-4)，樣品A-1-6、A-2-6、A-3-6、B-1-6相當于不同加速老化速率下的60年壽期的模擬(記作A-X-6和B-X-6)。試驗過程中溫度波動控制在±2 ℃，烘箱換氣量8～20 次/h。

表1 電纜熱-輻照聯合老化模擬壽命Table 1 Simulated life of cable under combined thermal-radiation aging

在完成不同參數的正常工況的熱-輻照聯合老化試驗后，進行了事故工況的輻照加速老化試驗，累積劑量600 kGy±10%，溫度70 ℃±2 ℃。

LOCA曲線參考了NF M 64-001—1991附錄中的雙峰曲線。試驗過程中電纜不通電。

在LOCA試驗前后各階段進行了絕緣電阻和耐電壓測試。絕緣電阻測試儀量程105～1014Ω，測試電壓500 V，時間1 min。交流耐壓設備量程0～5 kV，誤差±3%。

3 試驗結果與討論

電纜樣品依次經歷了正常工況的熱-輻照聯合加速老化、事故工況的輻照老化、LOCA工況的熱力學模擬。以絕緣電阻和耐電壓測試表征不同階段的電纜性能。圖1、圖2給出了各個試驗階段不同老化條件的電纜A和電纜B的絕緣電阻值。累積熱-輻照輸入量相同，加速老化速率不同，對電纜A耐LOCA事故工況能力影響不大。由圖1可見，樣品A-1-4、A-2-4、A-3-4的累積熱-輻照輸入量相同，未老化樣品、經歷正常工況熱-輻照聯合老化后、再經歷事故工況輻照老化后電纜絕緣電阻值沒有發生顯著變化，均大于103MΩ·km。經歷LOCA工況的熱力學模擬后，A-X-4系列的各樣品絕緣電阻值也沒有發生顯著變化，在103MΩ·km ±50% 水平上。樣品A-1-6、A-2-6、A-3-6的累積熱-輻照輸入量相同，不同加速老化速率對電纜A耐LOCA事故工況能力的能力也沒有表現出較大影響。以上電纜均通過耐電壓測試。

圖1 不同老化條件電纜A各個試驗階段絕緣電阻值Fig.1 Insulation resistance of cable A with different aging conditions

圖2 不同老化條件電纜B各個試驗階段絕緣電阻值Fig.2 Insulation resistance of cable B with different aging conditions

累積熱-輻照輸入量不同，對電纜A耐LOCA事故工況能力影響也不明顯。圖1中的樣品A-X-4與樣品A-X-6表示累積熱-輻照數據量相當于40年及60年的兩大類電纜A樣品。這兩類樣品的未老化樣品、經歷正常工況熱-輻照聯合老化后、再經歷事故工況輻照老化后電纜的絕緣電阻值沒有明顯差異，均大于103MΩ·km。經歷LOCA工況的熱力學模擬后，樣品A-X-4與樣品A-X-6兩類樣品的絕緣電阻值差異小于一個數量級，在102～103MΩ·km水平上。

對于電纜B，累積熱-輻照輸入量相同，加速老化速率不同，電纜耐LOCA事故工況能力差異不大。但是，不同的累積熱-輻照輸入量，對電纜B耐LOCA事故工況能力產生了顯著的影響。由于試驗條件限制，電纜B僅進行了加速條件1下的40年壽期與60年壽期的加速老化試驗比對。由圖2可見未老化樣品、經歷正常工況熱-輻照聯合老化后、經歷事故工況輻照老化后的電纜B絕緣電阻值沒有明顯差異，在2×103～104MΩ·km水平上。經歷LOCA工況的熱力學模擬后，不同的能量輸入使電纜B絕緣電阻值發生了明顯變化，樣品B-1-4的絕緣電阻值與LOCA熱力學模擬前沒有明顯差異，在104MΩ·km水平上，而樣品B-1-6的絕緣電阻值發生了顯著的降低，小于1 MΩ·km。樣品B-1-6經歷LOCA熱力學模擬后，耐電壓試驗中線芯發生擊穿，未通過耐電壓試驗。

從前述試驗結果與分析可以看出，不同的累積熱-輻照輸入量對電纜B耐LOCA事故工況能力產生了顯著的影響。下面來討論基于前述結果，如何考慮電纜B從40年到60年的延壽分析。若電纜B的設計工況與本試驗假設條件相同，裕量相同，活化能相同，從設備鑒定角度來說，該樣品未通過60年壽期的環境鑒定。但是本試驗中，溫度裕量較大(+15 ℃)，且溫度對電纜老化影響較大，可以選擇更合適的熱老化溫度與老化時長，再優化設備鑒定參數。或者獲取更準確的活化能數值，優化設備鑒定參數。從另外一個角度說，如果對于已安裝于運行核電廠電纜B的延壽分析，可結合實際運行工況，挖掘設計工況與實際運行工況間的裕量，合理分析電纜B從40年到60年延壽的可行性。

4 結論

本試驗中以2種核安全級控制電纜為樣品，進行了熱-輻照聯合老化試驗及LOCA模擬試驗。以絕緣電阻為指標，比較了不同加速老化速率、不同累積熱-輻照輸入對電纜耐LOCA工況的能力的影響。試驗方法中區別于電纜制造廠常用的順序或逆序加速老化試驗方法，采用了更接近核電廠實際工況的熱-輻照同時施加的聯合老化試驗方法。另外試驗中采用的多種加速老化速率均低于電纜制造商采用的速率，更接近核電廠實際工況。試驗結果表明，不同廠商制造的電纜耐相同LOCA工況的能力存在差異；對于電纜A，老化速率、累積能量輸入對電纜耐LOCA工況的影響不明顯，對于電纜B，累積能量輸入對電纜耐LOCA工況的影響較明顯。希望本試驗的加速老化試驗方法、試驗參數能對優化設備鑒定試驗參數提供參考，也希望試驗結果能為我國運行核電廠延壽提供數據支持。

[1] IEEE. IEEE Std 323 IEEE Standard for Qualifying Class IE Equipment for Nuclear Power Generating Stations[S]. USA: IEEE，2000.

[2] IEEE-SA Standards Board. IEEE Std 383，IEEE Standard for Qualification Class 1E Electric Cables and Field Splices for Nuclear Power Generating Stations[S]. USA: IEEE，2000.

[3] AFCEN. RCC-E Design and construction rules for electrical equipment of PWR nuclear islands[S]. Paris: AFNOR，1993.

[4] AFCEN. NF M64-001 Procedure for qualification of electric equipment installed in containments for pressurized water reactors subject to accident conditions[S]. Paris: AFNOR，1991.

[5] IEEE-SA Standards Board. IEEE Std 1205 IEEE Guide for Assessing，Monitoring，and Mitigating Aging Effects of Class 1E Equipment Used in Nuclear Power Generating Stations[S]. USA: IEEE，2000.

[6] Toshio Yamamoto，et al. The Interim Report of The project of “Assessment of Cable Aging for Nuclear Power Plants” [R]. Tokyo: JNES，2006.

[7] Toshio Yamamoto，et al. The Final Report of The Project of “Assessment of Cable Aging for Nuclear Power Plants”[R]. Tokyo: JNES，2009.

Research on survival of LOCA of Class 1 E cables

WU Xiao-yan，ZHONG Zhi-min

(State Nuclear Power Plant Service Company，Shanghai 200233，China)

It is required that Class1E cable should throughout their normal lives be capable of operating through postulated environmental conditions resulting from a LOCA. Thermal-radiation simultaneous aging and loss of coolant accident testing were carried out on two cable samples of different manufactures，which are typically used in Chinese nuclear power plants. The effects of aging rates and integrated thermal and radiation dose inputs on the ability to survive LOCA were compared on the basis of insulation resistance. The results show that different cables behave differently under the same LOCA condition with the same energy inputs. For cable A，the accident performance of cables with different aging rates and energy inputs are not significantly different. While for cable B，the integrated energy inputs might determine the survival of LOCA.

Cable；Equipment qualification；Insulation resistance；Loss of coolant accident

2016-05-27

國家科技重大專項(2013ZX06005006)；國家科技重大專項(2011ZX06004002)

烏曉燕(1983—)，女，工程師，碩士，現主要從事核電廠老化管理工作

TL48

A

0258-0918(2016)05-0679-04