基于IEEE标准的电气贯穿件鉴定试验研究

郑开云，杨 晓，陈 智

（上海发电设备成套设计研究院，上海 200240）



基于IEEE标准的电气贯穿件鉴定试验研究

郑开云，杨 晓，陈 智

（上海发电设备成套设计研究院，上海 200240）

摘要：本文简要介绍了核电厂安全壳电气贯穿件以及相关的鉴定标准，并着重介绍了IEEE 317标准的演变历程。阐述了基于IEEE 317标准的电气贯穿件鉴定试验方案的制定，并针对AP/ CAP系列核电电气贯穿件的鉴定提供了鉴定试验序列的实例。结合实践经验，分析讨论了按照IEEE 317标准实施鉴定试验过程中存在的问题及解决方法。相关研究结果可为核电行业应用IEEE标准开展核电设备鉴定提供借鉴。

关键词：电气贯穿件；设备鉴定；IEEE 317标准；型式试验

核电是可大规模利用的清洁能源，我国主张在确保安全的基础上高效发展核电。为确保核电厂安全运行，核电厂安全级设备必须通过严格的鉴定才能生产、投运［1］。鉴于我国多种核电技术路线并存发展的现状，针对不同技术规范核电厂，须采用不同的核电设备鉴定标准、方法和程序。随着我国核电技术的发展和设备国产化研制的广泛开展，行业内对于核电设备鉴定的重要性的认识也在不断提高，并且对核电设备鉴定标准的应用和实践开展了研究，并提供良好经验反馈［2 -5］。

近年来，我国引进、消化、吸收美国西屋公司AP1000核电技术，并自主开发了CAP系列三代核电型号，在国内掀起AP/ CAP系列三代核电设备国产化研制的热潮。这些设备的鉴定须采用美国标准，其中电气设备鉴定基于电气和电子工程师协会（Institute of Electrical and Electronics Engineers，简称IEEE）标准，机械设备鉴定基于美国机械工程师学会（American Society of Mechanical Engineers，简称ASME）标准。美国在核电设备鉴定领域形成了包括联邦法律、核管会监管导则、国家和行业标准的完备的法制、管理和技术体系，所以美国核电设备鉴定标准比较成熟和完善［6］。本文研究了基于美国IEEE 317标准的电气贯穿件鉴定方案，并探讨了在鉴定实施的过程中的有关问题，旨在为行业内应用IEEE标准开展核电设备鉴定提供借鉴。

1 电气贯穿件及其鉴定标准

1. 1 电气贯穿件简介

电气贯穿件为核电厂设备提供贯穿安全壳的电气通路，通过其中装配的各类馈通线为安全壳内部的设备提供动力和控制信号，并将相关的监测信号和执行机构的反馈信号传送到安全壳外。电气贯穿件的馈通线按功能用途主要可分为表1中所列五种类型。

表1 电气贯穿件馈通线分类Table 1 Classification of feedthroughs in electric penetration assemblies

电气贯穿件广泛采用双密封设计，导体馈通线模块穿过一个充有一定压力氮气的钢制筒体，这一结构可以实现在壳外连续监测泄漏。电气贯穿件筒体与安全壳套管焊接，并穿过安全壳（单壳或双壳）至核岛辅助厂房。馈通线导体两端与电缆连接，并在电气贯穿件两头安装端子箱以保护导体接线端子。电气贯穿件的基本结构如图1所示。

图1 电气贯穿件结构示意图Fig. 1 Structural schematic diagram of electric penetration assembly

相比其它的电气设备，电气贯穿件的独特之处在于其设计和鉴定的规范既要满足核电厂电气设备的设计规范又要满足机械设备的设计规范，其安全功能包括保持安全壳压力边界完整性（机械完整性）和电气完整性两个方面。

1. 2 电气贯穿件鉴定标准

电气贯穿件属于安全级设备，在用于核电厂之前，电气贯穿件样机必须通过一系列的鉴定试验，以验证其在核电厂正常工况、异常工况和设计基准事故条件下均能保持安全功能。国内现行用于电气贯穿件鉴定的标准主要有：

（1）IEEE 317标准，最新版本为IEEE 317 - 2013 IEEE Standard for Electric Penetration Assemblies in Containment Structures for Nuclear Power Generating Stations（核电站安全壳电气贯穿件）；

（2）IEC 60772 - 1983 Electrical Penetration Assemblies in Containment Structures for Nuclear Power Generating Stations（核电站安全壳电气贯穿件）；

（3）GB/ T 13538 -1992核电厂安全壳电气贯穿件（此标准主要参照IEC 60772 - 1983标准）；

（4）GB/ T 25837 - 2010核电厂安全壳电气贯穿件的质量鉴定。

其中，IEEE 317标准包括电气贯穿件设计、制造、鉴定、试验、安装等方面的要求，就鉴定方面而言，它是IEEE 323标准的子标准［7］，属IEEE系列核电设备鉴定标准之一；IEC 60772 -1983是国际标准，我国也参照制定了GB/ T 13538 - 1992，也涉及电气贯穿件设计、制造、试验、安装、维护等多方面的内容；GB/ T 25837 -2010标准主要适用于基于法国RCC系列规范建造的核电厂安全壳电气贯穿件，是关于设备鉴定的专用标准。

本文讨论基于IEEE 317标准的电气贯穿件鉴定方案，该标准自1971年首次出版以来，已修改四次，后续版本分别是1972、1976、1983和2013。美国核管会导则文件“REGULATORY GUIDE 1. 63（1978）ELECTRIC PENETRATION ASSEMBLIES IN CONTAINMENT STRUCTURES FOR LIGHT - WATER - COOLED NUCLEAR POWER PLANTS（轻水核电厂安全壳电气贯穿件）”认可了IEEE 317 -1976、“REGULATORY GUIDE 1. 63（1987）ELECTRIC PENETRATION ASSEMBLIES IN CONTAINMENT STRUCTURES FOR NUCLEAR POWER PLANTS（核电厂安全壳电气贯穿件）”认可了IEEE 317 -1983。到1983版时，IEEE 317标准发展成熟，标准明确规定采取型式试验的方式进行鉴定，并将试验分为设计试验和寿命试验两部分，这也是相比其他IEEE系列鉴定标准的独特之处。相比1983版，2013版增加了电磁兼容性（Electromagnetic Compatibility，简称EMC）试验和有关光纤的试验，并且作为可选项增加严重事故工况的试验，其他鉴定试验相关条款未作实质性修改。由于IEEE 317 -2013版的标准更加符合当前电气贯穿件的产品发展要求，本文以下均采用IEEE 317 -2013标准展开论述。

2 电气贯穿件鉴定方案

2. 1 鉴定要求的识别

核电设备鉴定要求的识别起始于设备规范书，设备规范书给出了设备描述、设备服役条件、设备所在系统及其接口、设备功能要求等。设备鉴定开始前，对于设备规范书中关于设备鉴定要求的识别被转换成设备鉴定大纲，如果采取型式试验方法，大纲阐明代表性样件的选取、鉴定依据标准、鉴定试验序列、鉴定试验方法和验收准则。在鉴定正式实施前，设备鉴定大纲需要得到采购方或业主确认。由于不同的核电堆型的环境条件和运行工况是不同的，即便是同一堆型，不同厂址的环境条件也不尽相同，所以设备鉴定大纲通常是针对特定的核电厂的。

电气贯穿件鉴定要求的识别和转化过程亦如上所述，IEEE 317标准可以为鉴定大纲的制定提供技术路线，并为鉴定的实施提供方法和步骤。实际开展鉴定时还需要结合核电厂的工况（正常运行、预计运行事件、设计基准事故、严重事故），对鉴定标准进行细化和补充，并且应选择设备所处的最严苛环境工况作为鉴定输入条件［8］。

根据IEEE 323标准，鉴定的目的是为了确定设备的鉴定寿命［9］。IEEE 317标准要求电气贯穿件整体的鉴定寿命不小于其安装寿命（如：60年），对于可替换部件，其鉴定寿命可小于电气贯穿件的安装寿命，但必须在其鉴定寿命终止前重新更换。

2. 2 样机选取

根据IEEE 317标准，电气贯穿件鉴定试验样机的选取必须满足以下三个原则：

（1）与产品具有相同的设计；

（2）采用代表性的生产设备和工艺制作；

（3）样机的配置能够产生代表被鉴定设计的热、电和机械效应。

样机选取的关键是能够代表被鉴定的设备产品。针对国内的压水堆核电站安全壳电气贯穿件，主要分为中压动力贯穿件、低压动力/控制贯穿件和仪表贯穿件，鉴定试验样机的选取可采用如下方案：中压动力贯穿件用于连接安全壳内的反应堆冷却剂泵电机和壳外的三相交流电源，安装在核电厂的中压电气贯穿件是相同的，所以中压电气贯穿件鉴定样机可以制作成与产品一致；安装在核电厂的各个低压动力/控制贯穿件之间的差异在于馈通线的配置，所以低压电气贯穿件样机装配的馈通线可选取具有代表性的线规，其产生热、电和机械效应足够严苛；仪表贯穿件样机可单独选取和配置，也可以在低压电气贯穿件样机中装配具有代表性的仪表馈通线形成搭配式的样机。对于光纤馈通线，可以将代表性的样件搭配在低压或仪表贯穿件样机中。

2. 3 鉴定试验序列

电气贯穿件的鉴定采用型式试验方法，试验包括设计试验和鉴定寿命试验两方面。设计试验用于证明那些与老化无关的设计要求是否得到充分满足，所以设计试验可以用未老化的样机按任意顺序试验。鉴定寿命试验用于证明电气贯穿件达到既定鉴定寿命目标，必须按规定的试验序列进行，包括对样机的老化预处理。对于既是设计试验也是寿命试验的项目，可分别进行也可合并至寿命试验中进行。

由于不同堆型的核电厂对于设备鉴定往往有个性化的要求，所以对于具体的设备一般难以形成普适和通用的鉴定方案。针对本文所研究的电气贯穿件的鉴定，根据实践经验，以AP/ CAP系列三代非能动压水堆核电厂安全壳电气贯穿件的鉴定为例，对鉴定试验序列进行论述。在AP/ CAP系列核电站中，电气贯穿件属抗震I类、安全B级设备，ASME B&PV III NE分卷MC类安全壳部件［10］。根据其用途，电气贯穿件分为中压动力、低压动力、低压控制、仪控电气贯穿件；作为电气设备，也可根据其安全功能分为1E级和非1E级（不要求在事故工况下执行安全相关的电气功能）［10］。AP/ CAP系列电气贯穿件鉴定寿命目标为60年，要求在设计基准事故前、中和后期保持机械完整性和电气完整性（1E级），设计基准事故后保持可运行性的时间为1年［10］。

AP/ CAP系列核电厂电气贯穿件的鉴定试验序列见表2，表中与IEEE 317标准条款作了对照。该鉴定序列制定的原则是将IEEE 317标准的要求和设备规范书的要求进行融合，并充分考虑了实施过程的可操作性。鉴定试验序列包括IEEE 317标准要求的设计试验、寿命试验、中间及最终功能试验，另外还包括AP/ CAP系列核电厂设备鉴定特别要求的试验。鉴于目前对于严重事故工况鉴定试验尚处于研究阶段［11，12］，上述鉴定试验序列未考虑严重事故相关的试验项目。另外需要指出的是，IEEE 317标准对电气贯穿件的耐火设计提出了要求，其中电缆及连接件要求按照IEEE 383 -2003标准条款8通过鉴定，其它有机非金属材料要求物理阻燃或者材料阻燃特性达到相关标准要求，但耐火试验不列入鉴定试验范围。

表2 电气贯穿件鉴定试验序列Table 2 Qualification test sequence of electric penetration assembly

根据表2所列，鉴定试验开始需要执行七项初始试验，包括：气体泄漏率试验、气压试验、介电强度试验、绝缘电阻试验、导体连续性和标识试验、局部放电（电晕）试验、光纤衰减试验，同时合并完成对应的五项设计试验。连续电流和电磁兼容性两项设计试验放在预处理试验前进行比较合理，短时过载电流试验和短路试验先后进行主要是考虑到这些试验通常在同一实验室完成。设计试验中的短路试验和抗震试验放在对应的寿命试验中进行。安装焊接试验用于验证现场焊接不会对电气贯穿件造成损伤，可以与抗震试验模拟安装支架的焊接一并进行，不需要单独进行试验。鉴定寿命试验项目，包括预处理、短路、抗震、设计基准事故（Design Basis Accident，简称DBA）模拟和设计基准事故环境电气试验，需按照规定顺序安排。另外，补充设备规范书特定要求的两项试验，加压循环试验模拟安全壳气压试验时对壳内设备产生的外压力作用，异常工况热冲击试验模拟异常工况壳内温度快速上升过程，可以将样机直接安装在DBA试验仓进行这两项试验。中间和最终功能试验包括氦泄漏率、介电强度、绝缘电阻、导体连续性和标识四项试验或其中部分试验，在表2所列其它寿命试验后也可酌情补充中间功能试验，功能试验结果应满足验收指标要求。

通过对上述鉴定试验序列的实施，并形成文件化的证据，最终建立电气贯穿件的设备鉴定。

3 鉴定实施相关问题讨论

3. 1 部件试验与局部试验

电气贯穿件安装于核电厂安全壳开孔，根据不同的核电厂设计，需要穿过单层或双层安全壳，所以电气贯穿件整机尺寸较大，其长度可达数米。对于环境鉴定试验项目，考虑到试验设施的容纳能力，在可行的情况下，有些试验项目实际上可以采取部件试验代替整机试验。根据IEEE 317标准，结合电气贯穿件的设计特点和设备鉴定的基本原理，对于针对特定材料或部件的试验，可以筛选相关的部件进行试验。对于热老化和辐照老化试验可以只选取含有有机高分子材料的部件，例如，将馈通线、端子排、密封圈等部件拆下进行试验，而其他的金属结构件不参与试验。但是，对于装运与储存模拟试验和热运行循环模拟试验，采取部件试验的方法需要更加慎重。这两项试验均模拟的是温度循环变化，验证极限温度（高温、低温）和温度变化是否对设备结构和材料产生影响，特别是对密封结构的作用。由于温度的影响是作用在设备整体的，涉及到部件和部件之间的接口，因此部件试验结果并不一定能代替整机试验的结果，建议进行整机试验。

电气贯穿件横跨安全壳内外，壳内的环境远比壳外严酷，壳外端通常不需要考虑辐照和设计基准事故环境，因此，可以采取局部试验的方法。在进行辐照试验时，可以选取位于壳内部分的电气贯穿件部件进行局部的辐照试验。类似地，在进行设计基准事故模拟试验时，可以模拟电气贯穿件实际安装状态，将壳内端置于试验仓内，仅使其局部经历设计基准事故环境的高温、高压、化学喷淋等环境条件的考验（如图2所示）。

图2 电气贯穿件设计基准事故模拟试验Fig. 2 DBA simulation test of electric penetration assembly

3. 2 加速热老化试验参数确定

热老化试验结果是确定鉴定寿命的重要依据，电气贯穿件鉴定的热老化试验参数的确定基于如下分析［13］：

（1）识别设备中对热老化敏感的部件（薄弱环节）；

（2）确定上述部件的（最保守的）服役温度，包括环境温度和由于设备运行（通电）引起的温升；

（3）确定上述部件材料或结构的热老化寿命曲线（阿伦尼乌斯曲线），热老化激活能；

（4）识别设备在核电厂的服役时间对上述部件材料或结构寿命的影响，判定显著老化机制；

（5）确定加速热老化试验的温度和时间。

电气贯穿件的安全相关功能包括确保安全壳压力边界完整性和电气完整性，正常服役工况中的热老化对安全功能相关的金属部件和材料没有显著影响，但是可能造成有机高分子材料性能的劣化。由此可确定馈通线组件的密封、绝缘，以及端子排、电缆端接、密封圈等是热老化敏感的部件。

核电厂安全壳内正常环境温度通常不超过50℃，安全壳外的正常环境温度不超过30℃。电气贯穿件在服役的过程中，还需要考虑馈通线通电产生的焦耳热，通过设计试验中的连续电流试验，可以实测馈通线以及其他热老化敏感部位的温升。通常电气贯穿件馈通线按照额定温度90℃设计，并将此温度保守地视为服役温度。

对于有些外购的有机高分子材料或部件，如，端子排、电缆端接、密封圈等，可以通过供货厂商获取有关热老化激活能或者热老化寿命曲线，也可以通过查阅文献资料获得。对于电气贯穿件馈通线，包括不同的绝缘材料组成的复合绝缘以及绝缘材料与金属材料组成的密封结构，需要通过热老化寿命试验和评定得到热老化寿命曲线［14］。IEEE 317标准附录D提供了试验程序。根据热老化寿命曲线可以外推部件在服役温度下的预期寿命估计，如果预期寿命远超核电厂服役时间，则可认为热老化不是此部件的显著老化机制，部件可免除热老化试验。但是仅有激活能数据无法判定热老化是否属显著老化机制。根据热老化寿命曲线，或者按照阿伦尼乌斯公式计算，可以确定加速热老化试验的温度和时间。为便于实际试验，可以保守地选取其中最严苛的一套试验参数用于电气贯穿件的热老化试验。

类似的加速试验方法也可用于模拟设计基准事故后长时试验过程，以缩短试验周期。

3. 3 β辐照的等效转换

辐照老化试验需要考虑正常运行工况的γ辐照以及设计基准事故工况下的γ辐照和β辐照。如果β辐照非常保守地转换为等剂量的γ辐照，则可能对设备造成过度损伤。因此，需要考虑将β辐照等效转换为γ辐照，合并成总的γ辐照剂量后对相关部件进行辐照老化试验。

根据电气贯穿件的设计结构，其辐照老化敏感的部件均封闭于钢制端子箱内部，受到钢板的屏蔽作用，β射线（高能电子束）几乎无法穿透端子箱钢板，但是必须考虑β射线与钢板产生轫致辐射效应。需要指出的是，设计基准事故工况下可能有气载β放射性物质进入端子箱内部，但是端子箱内部体积远小于安全壳内部空间体积，因此可忽略这部分物质的β辐照份额。

轫致辐射效应产生X射线（可视为低能γ射线），其能量与入射β射线的能量之比可以通过经验公式计算。β粒子的能量分布是连续谱，核反堆内放射性物质衰变产生β辐射的能量一般分布在0～3 MeV之间，根据以下经验公式可估计轫致辐射能量份额［15］：

式中，Eβmax为β粒子最大能量，MeV；Z为屏蔽材料原子序数。取Eβmax=3MeV，Z =26，代入式（1）可得到轫致辐射能量占总入射能量的份额约为2. 6%。由于轫致辐射产生的射线也并非全部进入端子箱，实际上到达端子箱内部的轫致辐射能量份额更低。β辐照效应也可更精确地通过蒙特卡罗数值模拟计算工具（如FLUKA软件）进行计算。图3所示为270Mrad的β射线从端子箱前端面照射时，端子箱内部沿垂直端面方向的空气吸收剂量变化曲线，其中最大剂量约为1. 1Mrad，约为总入射剂量的0. 4%。因此，可将β辐照剂量按不超过10%的比例保守地转换为等效的γ辐照剂量。

图3 β射线前端面照射时空气中辐射剂量变化曲线Fig. 3 Curve of dose distribution in air with front face as incident β radiation plane

3. 4 短路电流试验相关问题

短路试验针对电气贯穿件中的动力和控制导体，包括短路电流试验和短路热容量试验，前者用于验证电气贯穿件承受短路电动力效应的能力，后者用于验证电气贯穿件承受短路热效应的能力。在进行短路试验时，电气贯穿件中在同一回路中的导体应同时通过额定短路电流，并且对其他导体施加额定电流。对于交流短路试验，受试导体一端短接，另一端与试验电路连接。

电气贯穿件短路电流试验通常采用交流电试验电路，需要注意我国的交流电频率与美国不同，我国是50Hz，美国是60Hz，IEEE 317标准中对于短路试验参数的给定是基于美国交流电频率，因此，在国内采用此标准时应根据表3给出的参数对比进行相应的转换。

3. 5 电气试验的环境温度要求

在电气贯穿件鉴定试验中的电气试验，包括连续电流、短时过载电流和短路试验，要求试验环境温度模拟正常服役工况或设计基准事故工况的最高环境温度。在电气贯穿件设计试验中的连续电流试验和短时过载电流试验要求试验时的环境温度达到设计正常服役环境的最高温度，要求温升稳定后导体的最高温度不超过设计限值（如90℃）。电气贯穿件设计试验和寿命试验中的短路试验虽然允许在室温进行，但是要求试验开始时导体温度达到连续电流试验时的最高稳定温度。电气贯穿件完成设计基准事故环境模拟试验后，还需要进行设计基准事故环境短时过载电流和短路试验，模拟设计基准事故期间最恶劣情况下发生过载和短路，要求试验开始时导体温度达到设计基准事故环境模拟试验的最高温度，并且筒体充气压力达到设计压力值。对于双密封结构设计的电气贯穿件，虽然作为最终压力边界壳外侧始终处于正常环境温度，但是在模拟正常环境的室温条件进行电气试验不够严谨，可根据所在环境区段，采用特制环境箱或其他办法对样机相关部位进行加热，在目标温度下保温适当时间后对导体施加额定电流、短时过载电流或短路电流。

表3 不同交流电频率的短路电流试验参数对比Table 3 Comparison of short circuit test parameters at different AC frequency

3. 6 电磁兼容性试验项目选取

在2013版IEEE 317标准中，提出了电磁兼容性试验的要求，包括对动力贯穿件的发射试验和仪表贯穿件的抗扰度试验。电磁兼容性鉴定试验的实施可参考美国核管会导则文件“REGULATORY GUIDE 1. 180（2003）GUIDELINES FOR EVALUATING ELECTROMAGNETIC AND RADIO-FREQUENCY INTERFERENCE IN SAFETY-RELATED INSTRUMENTATION AND CONTROL SYSTEMS（安全相关仪表和控制系统电磁和射频干扰评价指南）”，采用美军标MIL - STD - 461E或IEC 61000系列标准。关于电气贯穿件电磁兼容性试验项目的选取，应根据试验项目的适用性进行分析论证，其中针对电源/信号线的测试项目不适用于贯穿件，仅选取针对受试设备（Equipment under Test，简称EUT）的测试项目，一种可选的试验方案见表4。

表4 电磁兼容性试验项目Table 4 EMC test items

4 总结

本文基于IEEE 317标准，研究了核电站电气贯穿件的鉴定方案，并制定了针对AP/ CAP系列核电厂电气贯穿件的鉴定试验序列。同时，结合鉴定实践，讨论了按照IEEE 317标准实施电气贯穿件鉴定试验中需要注意的问题及解决方法。由于IEEE 317标准更多的是给出了通用的原则和方法，不可能全面地细化到具体核电厂的鉴定要求和鉴定实施的步骤，因此，在实际的鉴定过程中，还需要根据核电厂运行环境工况、设备的安全功能、产品的设计特点等全面分析，制定合理可行的鉴定方案。通过对于电气贯穿件鉴定的研究，也可为其他核安全级电气设备参照美国IEEE标准开展鉴定提供借鉴。

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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

中图分类号：TM 623. 4

文章标志码：A

文章编号：1672-5360（2016）02-0070-07

收稿日期：2016-01-07 修回日期：2016-03-16

基金项目：国家科技重大专项，项目编号 2013ZX06005004

作者简介：郑开云（1980—），男，浙江宁波人，高级工程师/博士，现主要从事核安全设备鉴定方面的工作