基于IEEE標準的電氣貫穿件鑒定試驗研究

鄭開云，楊 曉，陳 智

（上海發電設備成套設計研究院，上海 200240）

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基于IEEE標準的電氣貫穿件鑒定試驗研究

鄭開云，楊 曉，陳 智

（上海發電設備成套設計研究院，上海 200240）

摘要：本文簡要介紹了核電廠安全殼電氣貫穿件以及相關的鑒定標準，并著重介紹了IEEE 317標準的演變歷程。闡述了基于IEEE 317標準的電氣貫穿件鑒定試驗方案的制定，并針對AP/ CAP系列核電電氣貫穿件的鑒定提供了鑒定試驗序列的實例。結合實踐經驗，分析討論了按照IEEE 317標準實施鑒定試驗過程中存在的問題及解決方法。相關研究結果可為核電行業應用IEEE標準開展核電設備鑒定提供借鑒。

關鍵詞：電氣貫穿件；設備鑒定；IEEE 317標準；型式試驗

核電是可大規模利用的清潔能源，我國主張在確保安全的基礎上高效發展核電。為確保核電廠安全運行，核電廠安全級設備必須通過嚴格的鑒定才能生產、投運［1］。鑒于我國多種核電技術路線并存發展的現狀，針對不同技術規范核電廠，須采用不同的核電設備鑒定標準、方法和程序。隨著我國核電技術的發展和設備國產化研制的廣泛開展，行業內對于核電設備鑒定的重要性的認識也在不斷提高，并且對核電設備鑒定標準的應用和實踐開展了研究，并提供良好經驗反饋［2 -5］。

近年來，我國引進、消化、吸收美國西屋公司AP1000核電技術，并自主開發了CAP系列三代核電型號，在國內掀起AP/ CAP系列三代核電設備國產化研制的熱潮。這些設備的鑒定須采用美國標準，其中電氣設備鑒定基于電氣和電子工程師協會（Institute of Electrical and Electronics Engineers，簡稱IEEE）標準，機械設備鑒定基于美國機械工程師學會（American Society of Mechanical Engineers，簡稱ASME）標準。美國在核電設備鑒定領域形成了包括聯邦法律、核管會監管導則、國家和行業標準的完備的法制、管理和技術體系，所以美國核電設備鑒定標準比較成熟和完善［6］。本文研究了基于美國IEEE 317標準的電氣貫穿件鑒定方案，并探討了在鑒定實施的過程中的有關問題，旨在為行業內應用IEEE標準開展核電設備鑒定提供借鑒。

1 電氣貫穿件及其鑒定標準

1. 1 電氣貫穿件簡介

電氣貫穿件為核電廠設備提供貫穿安全殼的電氣通路，通過其中裝配的各類饋通線為安全殼內部的設備提供動力和控制信號，并將相關的監測信號和執行機構的反饋信號傳送到安全殼外。電氣貫穿件的饋通線按功能用途主要可分為表1中所列五種類型。

表1 電氣貫穿件饋通線分類Table 1 Classification of feedthroughs in electric penetration assemblies

電氣貫穿件廣泛采用雙密封設計，導體饋通線模塊穿過一個充有一定壓力氮氣的鋼制筒體，這一結構可以實現在殼外連續監測泄漏。電氣貫穿件筒體與安全殼套管焊接，并穿過安全殼（單殼或雙殼）至核島輔助廠房。饋通線導體兩端與電纜連接，并在電氣貫穿件兩頭安裝端子箱以保護導體接線端子。電氣貫穿件的基本結構如圖1所示。

圖1 電氣貫穿件結構示意圖Fig. 1 Structural schematic diagram of electric penetration assembly

相比其它的電氣設備，電氣貫穿件的獨特之處在于其設計和鑒定的規范既要滿足核電廠電氣設備的設計規范又要滿足機械設備的設計規范，其安全功能包括保持安全殼壓力邊界完整性（機械完整性）和電氣完整性兩個方面。

1. 2 電氣貫穿件鑒定標準

電氣貫穿件屬于安全級設備，在用于核電廠之前，電氣貫穿件樣機必須通過一系列的鑒定試驗，以驗證其在核電廠正常工況、異常工況和設計基準事故條件下均能保持安全功能。國內現行用于電氣貫穿件鑒定的標準主要有：

（1）IEEE 317標準，最新版本為IEEE 317 - 2013 IEEE Standard for Electric Penetration Assemblies in Containment Structures for Nuclear Power Generating Stations（核電站安全殼電氣貫穿件）；

（2）IEC 60772 - 1983 Electrical Penetration Assemblies in Containment Structures for Nuclear Power Generating Stations（核電站安全殼電氣貫穿件）；

（3）GB/ T 13538 -1992核電廠安全殼電氣貫穿件（此標準主要參照IEC 60772 - 1983標準）；

（4）GB/ T 25837 - 2010核電廠安全殼電氣貫穿件的質量鑒定。

其中，IEEE 317標準包括電氣貫穿件設計、制造、鑒定、試驗、安裝等方面的要求，就鑒定方面而言，它是IEEE 323標準的子標準［7］，屬IEEE系列核電設備鑒定標準之一；IEC 60772 -1983是國際標準，我國也參照制定了GB/ T 13538 - 1992，也涉及電氣貫穿件設計、制造、試驗、安裝、維護等多方面的內容；GB/ T 25837 -2010標準主要適用于基于法國RCC系列規范建造的核電廠安全殼電氣貫穿件，是關于設備鑒定的專用標準。

本文討論基于IEEE 317標準的電氣貫穿件鑒定方案，該標準自1971年首次出版以來，已修改四次，后續版本分別是1972、1976、1983和2013。美國核管會導則文件“REGULATORY GUIDE 1. 63（1978）ELECTRIC PENETRATION ASSEMBLIES IN CONTAINMENT STRUCTURES FOR LIGHT - WATER - COOLED NUCLEAR POWER PLANTS（輕水核電廠安全殼電氣貫穿件）”認可了IEEE 317 -1976、“REGULATORY GUIDE 1. 63（1987）ELECTRIC PENETRATION ASSEMBLIES IN CONTAINMENT STRUCTURES FOR NUCLEAR POWER PLANTS（核電廠安全殼電氣貫穿件）”認可了IEEE 317 -1983。到1983版時，IEEE 317標準發展成熟，標準明確規定采取型式試驗的方式進行鑒定，并將試驗分為設計試驗和壽命試驗兩部分，這也是相比其他IEEE系列鑒定標準的獨特之處。相比1983版，2013版增加了電磁兼容性（Electromagnetic Compatibility，簡稱EMC）試驗和有關光纖的試驗，并且作為可選項增加嚴重事故工況的試驗，其他鑒定試驗相關條款未作實質性修改。由于IEEE 317 -2013版的標準更加符合當前電氣貫穿件的產品發展要求，本文以下均采用IEEE 317 -2013標準展開論述。

2 電氣貫穿件鑒定方案

2. 1 鑒定要求的識別

核電設備鑒定要求的識別起始于設備規范書，設備規范書給出了設備描述、設備服役條件、設備所在系統及其接口、設備功能要求等。設備鑒定開始前，對于設備規范書中關于設備鑒定要求的識別被轉換成設備鑒定大綱，如果采取型式試驗方法，大綱闡明代表性樣件的選取、鑒定依據標準、鑒定試驗序列、鑒定試驗方法和驗收準則。在鑒定正式實施前，設備鑒定大綱需要得到采購方或業主確認。由于不同的核電堆型的環境條件和運行工況是不同的，即便是同一堆型，不同廠址的環境條件也不盡相同，所以設備鑒定大綱通常是針對特定的核電廠的。

電氣貫穿件鑒定要求的識別和轉化過程亦如上所述，IEEE 317標準可以為鑒定大綱的制定提供技術路線，并為鑒定的實施提供方法和步驟。實際開展鑒定時還需要結合核電廠的工況（正常運行、預計運行事件、設計基準事故、嚴重事故），對鑒定標準進行細化和補充，并且應選擇設備所處的最嚴苛環境工況作為鑒定輸入條件［8］。

根據IEEE 323標準，鑒定的目的是為了確定設備的鑒定壽命［9］。IEEE 317標準要求電氣貫穿件整體的鑒定壽命不小于其安裝壽命（如：60年），對于可替換部件，其鑒定壽命可小于電氣貫穿件的安裝壽命，但必須在其鑒定壽命終止前重新更換。

2. 2 樣機選取

根據IEEE 317標準，電氣貫穿件鑒定試驗樣機的選取必須滿足以下三個原則：

（1）與產品具有相同的設計；

（2）采用代表性的生產設備和工藝制作；

（3）樣機的配置能夠產生代表被鑒定設計的熱、電和機械效應。

樣機選取的關鍵是能夠代表被鑒定的設備產品。針對國內的壓水堆核電站安全殼電氣貫穿件，主要分為中壓動力貫穿件、低壓動力/控制貫穿件和儀表貫穿件，鑒定試驗樣機的選取可采用如下方案：中壓動力貫穿件用于連接安全殼內的反應堆冷卻劑泵電機和殼外的三相交流電源，安裝在核電廠的中壓電氣貫穿件是相同的，所以中壓電氣貫穿件鑒定樣機可以制作成與產品一致；安裝在核電廠的各個低壓動力/控制貫穿件之間的差異在于饋通線的配置，所以低壓電氣貫穿件樣機裝配的饋通線可選取具有代表性的線規，其產生熱、電和機械效應足夠嚴苛；儀表貫穿件樣機可單獨選取和配置，也可以在低壓電氣貫穿件樣機中裝配具有代表性的儀表饋通線形成搭配式的樣機。對于光纖饋通線，可以將代表性的樣件搭配在低壓或儀表貫穿件樣機中。

2. 3 鑒定試驗序列

電氣貫穿件的鑒定采用型式試驗方法，試驗包括設計試驗和鑒定壽命試驗兩方面。設計試驗用于證明那些與老化無關的設計要求是否得到充分滿足，所以設計試驗可以用未老化的樣機按任意順序試驗。鑒定壽命試驗用于證明電氣貫穿件達到既定鑒定壽命目標，必須按規定的試驗序列進行，包括對樣機的老化預處理。對于既是設計試驗也是壽命試驗的項目，可分別進行也可合并至壽命試驗中進行。

由于不同堆型的核電廠對于設備鑒定往往有個性化的要求，所以對于具體的設備一般難以形成普適和通用的鑒定方案。針對本文所研究的電氣貫穿件的鑒定，根據實踐經驗，以AP/ CAP系列三代非能動壓水堆核電廠安全殼電氣貫穿件的鑒定為例，對鑒定試驗序列進行論述。在AP/ CAP系列核電站中，電氣貫穿件屬抗震I類、安全B級設備，ASME B&PV III NE分卷MC類安全殼部件［10］。根據其用途，電氣貫穿件分為中壓動力、低壓動力、低壓控制、儀控電氣貫穿件；作為電氣設備，也可根據其安全功能分為1E級和非1E級（不要求在事故工況下執行安全相關的電氣功能）［10］。AP/ CAP系列電氣貫穿件鑒定壽命目標為60年，要求在設計基準事故前、中和后期保持機械完整性和電氣完整性（1E級），設計基準事故后保持可運行性的時間為1年［10］。

AP/ CAP系列核電廠電氣貫穿件的鑒定試驗序列見表2，表中與IEEE 317標準條款作了對照。該鑒定序列制定的原則是將IEEE 317標準的要求和設備規范書的要求進行融合，并充分考慮了實施過程的可操作性。鑒定試驗序列包括IEEE 317標準要求的設計試驗、壽命試驗、中間及最終功能試驗，另外還包括AP/ CAP系列核電廠設備鑒定特別要求的試驗。鑒于目前對于嚴重事故工況鑒定試驗尚處于研究階段［11，12］，上述鑒定試驗序列未考慮嚴重事故相關的試驗項目。另外需要指出的是，IEEE 317標準對電氣貫穿件的耐火設計提出了要求，其中電纜及連接件要求按照IEEE 383 -2003標準條款8通過鑒定，其它有機非金屬材料要求物理阻燃或者材料阻燃特性達到相關標準要求，但耐火試驗不列入鑒定試驗范圍。

表2 電氣貫穿件鑒定試驗序列Table 2 Qualification test sequence of electric penetration assembly

根據表2所列，鑒定試驗開始需要執行七項初始試驗，包括：氣體泄漏率試驗、氣壓試驗、介電強度試驗、絕緣電阻試驗、導體連續性和標識試驗、局部放電（電暈）試驗、光纖衰減試驗，同時合并完成對應的五項設計試驗。連續電流和電磁兼容性兩項設計試驗放在預處理試驗前進行比較合理，短時過載電流試驗和短路試驗先后進行主要是考慮到這些試驗通常在同一實驗室完成。設計試驗中的短路試驗和抗震試驗放在對應的壽命試驗中進行。安裝焊接試驗用于驗證現場焊接不會對電氣貫穿件造成損傷，可以與抗震試驗模擬安裝支架的焊接一并進行，不需要單獨進行試驗。鑒定壽命試驗項目，包括預處理、短路、抗震、設計基準事故（Design Basis Accident，簡稱DBA）模擬和設計基準事故環境電氣試驗，需按照規定順序安排。另外，補充設備規范書特定要求的兩項試驗，加壓循環試驗模擬安全殼氣壓試驗時對殼內設備產生的外壓力作用，異常工況熱沖擊試驗模擬異常工況殼內溫度快速上升過程，可以將樣機直接安裝在DBA試驗倉進行這兩項試驗。中間和最終功能試驗包括氦泄漏率、介電強度、絕緣電阻、導體連續性和標識四項試驗或其中部分試驗，在表2所列其它壽命試驗后也可酌情補充中間功能試驗，功能試驗結果應滿足驗收指標要求。

通過對上述鑒定試驗序列的實施，并形成文件化的證據，最終建立電氣貫穿件的設備鑒定。

3 鑒定實施相關問題討論

3. 1 部件試驗與局部試驗

電氣貫穿件安裝于核電廠安全殼開孔，根據不同的核電廠設計，需要穿過單層或雙層安全殼，所以電氣貫穿件整機尺寸較大，其長度可達數米。對于環境鑒定試驗項目，考慮到試驗設施的容納能力，在可行的情況下，有些試驗項目實際上可以采取部件試驗代替整機試驗。根據IEEE 317標準，結合電氣貫穿件的設計特點和設備鑒定的基本原理，對于針對特定材料或部件的試驗，可以篩選相關的部件進行試驗。對于熱老化和輻照老化試驗可以只選取含有有機高分子材料的部件，例如，將饋通線、端子排、密封圈等部件拆下進行試驗，而其他的金屬結構件不參與試驗。但是，對于裝運與儲存模擬試驗和熱運行循環模擬試驗，采取部件試驗的方法需要更加慎重。這兩項試驗均模擬的是溫度循環變化，驗證極限溫度（高溫、低溫）和溫度變化是否對設備結構和材料產生影響，特別是對密封結構的作用。由于溫度的影響是作用在設備整體的，涉及到部件和部件之間的接口，因此部件試驗結果并不一定能代替整機試驗的結果，建議進行整機試驗。

電氣貫穿件橫跨安全殼內外，殼內的環境遠比殼外嚴酷，殼外端通常不需要考慮輻照和設計基準事故環境，因此，可以采取局部試驗的方法。在進行輻照試驗時，可以選取位于殼內部分的電氣貫穿件部件進行局部的輻照試驗。類似地，在進行設計基準事故模擬試驗時，可以模擬電氣貫穿件實際安裝狀態，將殼內端置于試驗倉內，僅使其局部經歷設計基準事故環境的高溫、高壓、化學噴淋等環境條件的考驗（如圖2所示）。

圖2 電氣貫穿件設計基準事故模擬試驗Fig. 2 DBA simulation test of electric penetration assembly

3. 2 加速熱老化試驗參數確定

熱老化試驗結果是確定鑒定壽命的重要依據，電氣貫穿件鑒定的熱老化試驗參數的確定基于如下分析［13］：

（1）識別設備中對熱老化敏感的部件（薄弱環節）；

（2）確定上述部件的（最保守的）服役溫度，包括環境溫度和由于設備運行（通電）引起的溫升；

（3）確定上述部件材料或結構的熱老化壽命曲線（阿倫尼烏斯曲線），熱老化激活能；

（4）識別設備在核電廠的服役時間對上述部件材料或結構壽命的影響，判定顯著老化機制；

（5）確定加速熱老化試驗的溫度和時間。

電氣貫穿件的安全相關功能包括確保安全殼壓力邊界完整性和電氣完整性，正常服役工況中的熱老化對安全功能相關的金屬部件和材料沒有顯著影響，但是可能造成有機高分子材料性能的劣化。由此可確定饋通線組件的密封、絕緣，以及端子排、電纜端接、密封圈等是熱老化敏感的部件。

核電廠安全殼內正常環境溫度通常不超過50℃，安全殼外的正常環境溫度不超過30℃。電氣貫穿件在服役的過程中，還需要考慮饋通線通電產生的焦耳熱，通過設計試驗中的連續電流試驗，可以實測饋通線以及其他熱老化敏感部位的溫升。通常電氣貫穿件饋通線按照額定溫度90℃設計，并將此溫度保守地視為服役溫度。

對于有些外購的有機高分子材料或部件，如，端子排、電纜端接、密封圈等，可以通過供貨廠商獲取有關熱老化激活能或者熱老化壽命曲線，也可以通過查閱文獻資料獲得。對于電氣貫穿件饋通線，包括不同的絕緣材料組成的復合絕緣以及絕緣材料與金屬材料組成的密封結構，需要通過熱老化壽命試驗和評定得到熱老化壽命曲線［14］。IEEE 317標準附錄D提供了試驗程序。根據熱老化壽命曲線可以外推部件在服役溫度下的預期壽命估計，如果預期壽命遠超核電廠服役時間，則可認為熱老化不是此部件的顯著老化機制，部件可免除熱老化試驗。但是僅有激活能數據無法判定熱老化是否屬顯著老化機制。根據熱老化壽命曲線，或者按照阿倫尼烏斯公式計算，可以確定加速熱老化試驗的溫度和時間。為便于實際試驗，可以保守地選取其中最嚴苛的一套試驗參數用于電氣貫穿件的熱老化試驗。

類似的加速試驗方法也可用于模擬設計基準事故后長時試驗過程，以縮短試驗周期。

3. 3 β輻照的等效轉換

輻照老化試驗需要考慮正常運行工況的γ輻照以及設計基準事故工況下的γ輻照和β輻照。如果β輻照非常保守地轉換為等劑量的γ輻照，則可能對設備造成過度損傷。因此，需要考慮將β輻照等效轉換為γ輻照，合并成總的γ輻照劑量后對相關部件進行輻照老化試驗。

根據電氣貫穿件的設計結構，其輻照老化敏感的部件均封閉于鋼制端子箱內部，受到鋼板的屏蔽作用，β射線（高能電子束）幾乎無法穿透端子箱鋼板，但是必須考慮β射線與鋼板產生軔致輻射效應。需要指出的是，設計基準事故工況下可能有氣載β放射性物質進入端子箱內部，但是端子箱內部體積遠小于安全殼內部空間體積，因此可忽略這部分物質的β輻照份額。

軔致輻射效應產生X射線（可視為低能γ射線），其能量與入射β射線的能量之比可以通過經驗公式計算。β粒子的能量分布是連續譜，核反堆內放射性物質衰變產生β輻射的能量一般分布在0～3 MeV之間，根據以下經驗公式可估計軔致輻射能量份額［15］：

式中，Eβmax為β粒子最大能量，MeV；Z為屏蔽材料原子序數。取Eβmax=3MeV，Z =26，代入式（1）可得到軔致輻射能量占總入射能量的份額約為2. 6%。由于軔致輻射產生的射線也并非全部進入端子箱，實際上到達端子箱內部的軔致輻射能量份額更低。β輻照效應也可更精確地通過蒙特卡羅數值模擬計算工具（如FLUKA軟件）進行計算。圖3所示為270Mrad的β射線從端子箱前端面照射時，端子箱內部沿垂直端面方向的空氣吸收劑量變化曲線，其中最大劑量約為1. 1Mrad，約為總入射劑量的0. 4%。因此，可將β輻照劑量按不超過10%的比例保守地轉換為等效的γ輻照劑量。

圖3 β射線前端面照射時空氣中輻射劑量變化曲線Fig. 3 Curve of dose distribution in air with front face as incident β radiation plane

3. 4 短路電流試驗相關問題

短路試驗針對電氣貫穿件中的動力和控制導體，包括短路電流試驗和短路熱容量試驗，前者用于驗證電氣貫穿件承受短路電動力效應的能力，后者用于驗證電氣貫穿件承受短路熱效應的能力。在進行短路試驗時，電氣貫穿件中在同一回路中的導體應同時通過額定短路電流，并且對其他導體施加額定電流。對于交流短路試驗，受試導體一端短接，另一端與試驗電路連接。

電氣貫穿件短路電流試驗通常采用交流電試驗電路，需要注意我國的交流電頻率與美國不同，我國是50Hz，美國是60Hz，IEEE 317標準中對于短路試驗參數的給定是基于美國交流電頻率，因此，在國內采用此標準時應根據表3給出的參數對比進行相應的轉換。

3. 5 電氣試驗的環境溫度要求

在電氣貫穿件鑒定試驗中的電氣試驗，包括連續電流、短時過載電流和短路試驗，要求試驗環境溫度模擬正常服役工況或設計基準事故工況的最高環境溫度。在電氣貫穿件設計試驗中的連續電流試驗和短時過載電流試驗要求試驗時的環境溫度達到設計正常服役環境的最高溫度，要求溫升穩定后導體的最高溫度不超過設計限值（如90℃）。電氣貫穿件設計試驗和壽命試驗中的短路試驗雖然允許在室溫進行，但是要求試驗開始時導體溫度達到連續電流試驗時的最高穩定溫度。電氣貫穿件完成設計基準事故環境模擬試驗后，還需要進行設計基準事故環境短時過載電流和短路試驗，模擬設計基準事故期間最惡劣情況下發生過載和短路，要求試驗開始時導體溫度達到設計基準事故環境模擬試驗的最高溫度，并且筒體充氣壓力達到設計壓力值。對于雙密封結構設計的電氣貫穿件，雖然作為最終壓力邊界殼外側始終處于正常環境溫度，但是在模擬正常環境的室溫條件進行電氣試驗不夠嚴謹，可根據所在環境區段，采用特制環境箱或其他辦法對樣機相關部位進行加熱，在目標溫度下保溫適當時間后對導體施加額定電流、短時過載電流或短路電流。

表3 不同交流電頻率的短路電流試驗參數對比Table 3 Comparison of short circuit test parameters at different AC frequency

3. 6 電磁兼容性試驗項目選取

在2013版IEEE 317標準中，提出了電磁兼容性試驗的要求，包括對動力貫穿件的發射試驗和儀表貫穿件的抗擾度試驗。電磁兼容性鑒定試驗的實施可參考美國核管會導則文件“REGULATORY GUIDE 1. 180（2003）GUIDELINES FOR EVALUATING ELECTROMAGNETIC AND RADIO-FREQUENCY INTERFERENCE IN SAFETY-RELATED INSTRUMENTATION AND CONTROL SYSTEMS（安全相關儀表和控制系統電磁和射頻干擾評價指南）”，采用美軍標MIL - STD - 461E或IEC 61000系列標準。關于電氣貫穿件電磁兼容性試驗項目的選取，應根據試驗項目的適用性進行分析論證，其中針對電源/信號線的測試項目不適用于貫穿件，僅選取針對受試設備（Equipment under Test，簡稱EUT）的測試項目，一種可選的試驗方案見表4。

表4 電磁兼容性試驗項目Table 4 EMC test items

4 總結

本文基于IEEE 317標準，研究了核電站電氣貫穿件的鑒定方案，并制定了針對AP/ CAP系列核電廠電氣貫穿件的鑒定試驗序列。同時，結合鑒定實踐，討論了按照IEEE 317標準實施電氣貫穿件鑒定試驗中需要注意的問題及解決方法。由于IEEE 317標準更多的是給出了通用的原則和方法，不可能全面地細化到具體核電廠的鑒定要求和鑒定實施的步驟，因此，在實際的鑒定過程中，還需要根據核電廠運行環境工況、設備的安全功能、產品的設計特點等全面分析，制定合理可行的鑒定方案。通過對于電氣貫穿件鑒定的研究，也可為其他核安全級電氣設備參照美國IEEE標準開展鑒定提供借鑒。

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Study on the Qualification Test of Electric Penetration Assembly Based on IEEE Standard

ZHENG Kaiyun，YANG Xiao，CHEN Zhi
（Shanghai Power Equipment Research Institute，Shanghai 200240，China）

Abstract：This paper briefly introduces the electric penetration assemblies in the containment for nuclear power plants（NPPs）and its related qualification standards，especially the evolution history of IEEE 317 standard，describes the preparation of qualification test program of electric penetration assemblies on the basis of IEEE 317，and then provides a qualification test caseon electric penetration assemblies for AP/ CAP series. Combining with practical experience，the paper analyzes and discusses someissues and their solutions intheimplementation of qualification test based on IEEE 317. The result can be used by nuclear industry as a reference to conduct nuclear equipment qualification with the application of IEEE standards.

Key words：electric penetration assembly；equipment qualification；IEEE 317 Standard；type test

中圖分類號：TM 623. 4

文章標志碼：A

文章編號：1672-5360（2016）02-0070-07

收稿日期：2016-01-07 修回日期：2016-03-16

基金項目：國家科技重大專項，項目編號 2013ZX06005004

作者簡介：鄭開云（1980—），男，浙江寧波人，高級工程師/博士，現主要從事核安全設備鑒定方面的工作