核安全级电缆耐LOCA工况能力的试验研究

乌晓燕，钟志民

(国核电站运行服务技术有限公司，上海200230)

核安全级电缆耐LOCA工况能力的试验研究

乌晓燕，钟志民

(国核电站运行服务技术有限公司，上海200230)

为保证核电厂安全可靠运行，要求核安全级电缆在整个寿期内能经受LOCA工况，执行安全相关功能。本文以绝缘电阻为指标，以我国已运行核电厂中使用较多的2个厂家制造的核安全级电缆为样品，分析比较了不同加速老化速率、不同累积热-辐照输入对电缆耐LOCA工况能力的影响。结果表明，不同厂商制造的电缆耐相同LOCA工况的能力存在差异：在一定的加速老化速率及累积能量输入范围内，老化速率、累积能量输入对电缆A耐LOCA工况的影响不明显；而累积能量输入对电缆B耐LOCA工况能力的影响较明显。

电缆；设备鉴定；绝缘电阻；失水事故

核安全级电缆犹如人类的神经系统对保障核电厂安全可靠运行有重要意义。核安全级电缆在设计寿命内应能在经历失水事故(LOCA，loss of coolant accident)及事故后执行核安全功能。设备鉴定是保障电缆在设计寿期内安全可靠运行的重要试验分析手段。设备鉴定在电缆老化管理、延寿过程中也有着重要意义。美国系列标准IEEE323[1]、IEEE383[2]，法国系列标准RCC-E[3]、NF M 64-001[4]等都给出了建议的试验原则、要求及方法。结合国际及我国几十年的电缆制造、核电厂设计及运行历史，我国也已经积累了一定的设备鉴定经验。

1 设备鉴定

通过试验方法，判定经历热老化、辐照老化后的电缆能否通过LOCA工况是设备鉴定最基本、最常用的方法。在整个过程中，还存在一些技术细节可以讨论。如热老化试验及分析中，公认Arrhenius公式。依据该公式进行热老化试验，可选用的温度范围广。通常，电缆制造厂选用的温度较高，可缩短老化试验时间，但在选用的较高的试验温度与核电厂实际较低的运行温度下电缆材料老化机理是否一致[5]，值得研究。不同的老化温度对于电缆性能的影响需要确定[5]。同样的问题存在于辐照剂量率的选择上[6,7]。另外，对于需要进行热老化及辐照老化的电缆，在核电厂中是处于辐照源与热源同时存在的环境中，与电缆制造商通常采用的顺序老化试验存在差异。采用热-辐照联合老化试验的方法更接近于核电厂实际工况，但又对试验设施提出了更高的要求。这些试验方法的差异是否影响电缆通过LOCA试验也引起了大家的关注。另一方面，随着我国核电机组运行时间的增加，许多机组设备面临延寿的需求，设备鉴定的数据可以为延寿提供数据支持。

本试验中对2种电缆进行了热-辐照联合老化试验及LOCA模拟试验。以绝缘电阻为指标，比较了不同加速老化速率、不同累积热-辐照输入对电缆耐LOCA工况的能力的影响。

2 试验样品与方法

试验样品选用了2种壳内核安全级控制电缆，这2种电缆的生产厂家是我国运行核电厂壳内电缆的主要供货商。一种电缆为0.6/1kV 7×1.5，记为电缆A，另一种电缆为(0.3/0.5)kV 4×1.5，记为电缆B。每根电缆的有效长度为5 m。

在电缆进行LOCA试验前，进行了正常工况的热-辐照联合加速老化试验。区别于电缆生产厂商进行设备鉴定时经常采用的先热后辐照的顺序老化试验或先辐照后热的逆序老化试验，本试验中采用了热源、辐照源同时施加的热-辐照联合加速老化试验方法。将电缆盘绕于烘箱内，烘箱置于60Co辐照场中，实现了热-辐照联合加速老化。正常工况的热-辐照联合老化试验中，选取了3种温度-剂量率条件，其加速老化速率均低于电缆制造商采用的速率，更接近核电厂实际工况。加速老化试验条件1、条件2、条件3的加速老化速率依次增大。假设壳内最高温度50 ℃，40年正常工况γ射线累积剂量250 kGy，温度裕量+15 ℃，材料活化能1.192 eV。每种加速老化速率下选用了不同的老化时长，每种老化条件的模拟寿命见表1。样品A-1-4、A-2-4、A-3-4、B-1-4、B-2-4、B-3-4相当于不同加速老化速率下的40年寿期的模拟(记作A-X-4和B-X-4)，样品A-1-6、A-2-6、A-3-6、B-1-6相当于不同加速老化速率下的60年寿期的模拟(记作A-X-6和B-X-6)。试验过程中温度波动控制在±2 ℃，烘箱换气量8～20 次/h。

表1 电缆热-辐照联合老化模拟寿命Table 1 Simulated life of cable under combined thermal-radiation aging

在完成不同参数的正常工况的热-辐照联合老化试验后，进行了事故工况的辐照加速老化试验，累积剂量600 kGy±10%，温度70 ℃±2 ℃。

LOCA曲线参考了NF M 64-001—1991附录中的双峰曲线。试验过程中电缆不通电。

在LOCA试验前后各阶段进行了绝缘电阻和耐电压测试。绝缘电阻测试仪量程105～1014Ω，测试电压500 V，时间1 min。交流耐压设备量程0～5 kV，误差±3%。

3 试验结果与讨论

电缆样品依次经历了正常工况的热-辐照联合加速老化、事故工况的辐照老化、LOCA工况的热力学模拟。以绝缘电阻和耐电压测试表征不同阶段的电缆性能。图1、图2给出了各个试验阶段不同老化条件的电缆A和电缆B的绝缘电阻值。累积热-辐照输入量相同，加速老化速率不同，对电缆A耐LOCA事故工况能力影响不大。由图1可见，样品A-1-4、A-2-4、A-3-4的累积热-辐照输入量相同，未老化样品、经历正常工况热-辐照联合老化后、再经历事故工况辐照老化后电缆绝缘电阻值没有发生显著变化，均大于103MΩ·km。经历LOCA工况的热力学模拟后，A-X-4系列的各样品绝缘电阻值也没有发生显著变化，在103MΩ·km ±50% 水平上。样品A-1-6、A-2-6、A-3-6的累积热-辐照输入量相同，不同加速老化速率对电缆A耐LOCA事故工况能力的能力也没有表现出较大影响。以上电缆均通过耐电压测试。

图1 不同老化条件电缆A各个试验阶段绝缘电阻值Fig.1 Insulation resistance of cable A with different aging conditions

图2 不同老化条件电缆B各个试验阶段绝缘电阻值Fig.2 Insulation resistance of cable B with different aging conditions

累积热-辐照输入量不同，对电缆A耐LOCA事故工况能力影响也不明显。图1中的样品A-X-4与样品A-X-6表示累积热-辐照数据量相当于40年及60年的两大类电缆A样品。这两类样品的未老化样品、经历正常工况热-辐照联合老化后、再经历事故工况辐照老化后电缆的绝缘电阻值没有明显差异，均大于103MΩ·km。经历LOCA工况的热力学模拟后，样品A-X-4与样品A-X-6两类样品的绝缘电阻值差异小于一个数量级，在102～103MΩ·km水平上。

对于电缆B，累积热-辐照输入量相同，加速老化速率不同，电缆耐LOCA事故工况能力差异不大。但是，不同的累积热-辐照输入量，对电缆B耐LOCA事故工况能力产生了显著的影响。由于试验条件限制，电缆B仅进行了加速条件1下的40年寿期与60年寿期的加速老化试验比对。由图2可见未老化样品、经历正常工况热-辐照联合老化后、经历事故工况辐照老化后的电缆B绝缘电阻值没有明显差异，在2×103～104MΩ·km水平上。经历LOCA工况的热力学模拟后，不同的能量输入使电缆B绝缘电阻值发生了明显变化，样品B-1-4的绝缘电阻值与LOCA热力学模拟前没有明显差异，在104MΩ·km水平上，而样品B-1-6的绝缘电阻值发生了显著的降低，小于1 MΩ·km。样品B-1-6经历LOCA热力学模拟后，耐电压试验中线芯发生击穿，未通过耐电压试验。

从前述试验结果与分析可以看出，不同的累积热-辐照输入量对电缆B耐LOCA事故工况能力产生了显著的影响。下面来讨论基于前述结果，如何考虑电缆B从40年到60年的延寿分析。若电缆B的设计工况与本试验假设条件相同，裕量相同，活化能相同，从设备鉴定角度来说，该样品未通过60年寿期的环境鉴定。但是本试验中，温度裕量较大(+15 ℃)，且温度对电缆老化影响较大，可以选择更合适的热老化温度与老化时长，再优化设备鉴定参数。或者获取更准确的活化能数值，优化设备鉴定参数。从另外一个角度说，如果对于已安装于运行核电厂电缆B的延寿分析，可结合实际运行工况，挖掘设计工况与实际运行工况间的裕量，合理分析电缆B从40年到60年延寿的可行性。

4 结论

本试验中以2种核安全级控制电缆为样品，进行了热-辐照联合老化试验及LOCA模拟试验。以绝缘电阻为指标，比较了不同加速老化速率、不同累积热-辐照输入对电缆耐LOCA工况的能力的影响。试验方法中区别于电缆制造厂常用的顺序或逆序加速老化试验方法，采用了更接近核电厂实际工况的热-辐照同时施加的联合老化试验方法。另外试验中采用的多种加速老化速率均低于电缆制造商采用的速率，更接近核电厂实际工况。试验结果表明，不同厂商制造的电缆耐相同LOCA工况的能力存在差异；对于电缆A，老化速率、累积能量输入对电缆耐LOCA工况的影响不明显，对于电缆B，累积能量输入对电缆耐LOCA工况的影响较明显。希望本试验的加速老化试验方法、试验参数能对优化设备鉴定试验参数提供参考，也希望试验结果能为我国运行核电厂延寿提供数据支持。

[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

国家科技重大专项(2013ZX06005006)；国家科技重大专项(2011ZX06004002)

乌晓燕(1983—)，女，工程师，硕士，现主要从事核电厂老化管理工作

TL48

A

0258-0918(2016)05-0679-04