核电站用1E级电缆热老化寿命研究

任虹光， 沈智飞， 刘　浩， 宋　强， 刘文静（.四川明星电缆股份有限公司，四川乐山6400；.西安交通大学电气工程学院，陕西西安70049；.中国核动力研究设计院，四川成都6004）

核电站用1E级电缆热老化寿命研究

任虹光1， 沈智飞1， 刘浩2， 宋强1， 刘文静3
（1.四川明星电缆股份有限公司，四川乐山614001；2.西安交通大学电气工程学院，陕西西安710049；3.中国核动力研究设计院，四川成都610041）

对绝缘材料做热老化实验确定热寿命方程，通过统计的方法确定等效环境温度，计算出额定载流量，进一步计算出不同负载因数下的电缆导体温度，将不同的导体温度分别带入热老化寿命方程确定电缆的热老化寿命，从而计算出不同负载因数下的电缆热老化寿命，对核电站实际运行情况下的电缆老化管理具有现实指导意义。

核电站用1E级电缆；热老化实验；等效环境温度；额定载流量；负载因数；热老化寿命评估

0　引 言

核电站用1E级电缆是核电厂的重要设备之一，承担着核电系统的能量传输和信号控制，对核电厂安全运行意义重大。所以有必要对核电站用电缆进行寿命评估，一方面避免电缆超过安全寿命运行造成的安全隐患；另一方面通过老化管理延缓电缆老化，增加电缆使用寿命，提高核电站经济效益。

目前，国内外技术人员对电缆的热老化机理和寿命预测研究较多［1-3］，但是现有各类模型没有考虑电缆在实际运行情况下的导体温度变化对老化寿命的影响，而导体温度的变化受外界环境变化和负载变化影响。

本文以一种典型的核电站用1E级K3类电力电缆为研究对象，对绝缘材料做加速热老化实验确定热老化寿命方程；通过统计方法确定等效环境温度，根据电缆结构尺寸和敷设情况计算出额定载流量；根据稳态热路方程计算出不同负载因数下的电缆导体温度，将计算出的温度分别代入热老化寿命方程，确定不同负载因数下电缆的热老化寿命。本文研究的结果可以为核电站用电缆剩余寿命预测和老化管理提供重要参考。

1　绝缘材料热老化寿命方程的确定

1.1绝缘材料加速热老化实验

以绝缘材料的热老化寿命来表征整根电缆的热老化寿命，选用阿累尼乌斯热老化寿命方程作为评估模型，方程如式（1）所示。

对式（1）两边取自然对数得：整理得：

式中：τ为试样老化特征参数到达设定失效性能值时的寿命（h）；T为老化环境的热力学温度（K）；A为由材料确定的常数；Ea为材料活化能（kJ/mol）；R为气体常数，取8.314 J/（mol·K）；a、b为对应式（2）的相关系数。

选取某公司生产的第三代核电站用1E级K3类电缆的乙丙橡胶绝缘料，根据GB/T 11026.1和IEC 60216关于老化试验的相关规定进行加速老化实验，分别选取135℃、150℃、165℃、180℃等四个老化温度水平；试样形状采用GB/T 528所规定的哑铃形。

主要实验设备有：空气老化箱RL100，常熟市环境试验设备有限公司生产；电子万能试验机RGM-3050，深圳瑞格尔仪器有限公司生产。实验结果如表1所示。

表1　不同老化温度下老化时间与断裂伸长率的关系

1.2不同老化温度下热老化寿命终值的确定

根据相关标准，取断裂伸长保留率K2=50%时的老化时间t作为该老化温度T下的热老化寿命评定终值τ，通常采用作图法来确定老化终值，但存在一定误差。本文采用数据拟合法，精确拟合出不同老化温度下断裂伸长保留率K2与老化时间t的函数关系，然后通过插值法得到K2=50%时的老化寿命终值τ。

根据文献［1］，综合考虑几种不同高分子聚合物的动力学经验表达式，断裂伸长保留率K2与老化时间t的关系如式（4）所示。

式（4）虽然能够揭示实验数据具备的理论规律，然而不便于对实验数据进行数学处理，因此本文采用三次回归方程对数据进行多项式拟合，如式（5）所示。

式（4）、式（5）中，C1、C2、C3、C4为常数。

加速老化实验的结果和拟合曲线如图1所示，根据式（5）拟合的函数关系如表2所示。

图1　断裂伸长保留率K2与老化时间t的关系图

1.3绝缘材料热老化寿命方程的确定

根据式（3），老化寿命终值τ的对数lnτ与老化温度T的倒数呈线性关系，通常采用最小二乘法来计算系数a、b，但较为复杂。本文采用线性拟合法，精确拟合出老化温度T与老化寿命终值τ的函数关系如图2所示。

由图2可得乙丙绝缘材料的热寿命方程：

由式（6）可得，当电缆导体温度达到长期允许的90℃时，乙丙绝缘材料的热老化寿命为78.3年，即电缆的热老化寿命为78.3年。

表2　不同老化温度下的K2与老化时间t的拟合方程

图2　lnτ-1/T关系图

2　额定运行情况下电缆载流量计算

2.1电缆结构尺寸

以采用乙丙绝缘材料的第三代核电站用1E级K3类中压电力电缆为例，电缆型号为HDEE-K3-6/ 10kV-3×50，结构尺寸如表3所示。

表3　HDEE-K3-6/10KV-3×50结构尺寸

2.2等效环境温度的计算方法

核电站用电缆周围环境的温度跟气候、周围介质散热、环境热源分布等因素有关，在阿累尼乌斯方程中，寿命和温度呈非线性关系，所以准确求解等效环境温度是热寿命预测中的难点。

我国核电站主要建设在中低纬度的海边，受海洋性气候影响，具有如下特点：（1）昼夜温差小，一般小于5℃；（2）每月的日平均气温比较稳定；（3）无明显四季变化，但受季风影响具有雨季和干季；（4）不同月份之间的温度变化幅度小于内陆，月平均气温一般在10～30℃之间。因此本文计算载流量时的环境温度设定为30℃，同时按照时温等效原理计算热寿命评估时的等效环境温度，如式（7）所示［8］。

我国目前在建及已投运的核电站中纬度最低的是海南昌江核电站，因此本文搜集了海南岛1979～2008年30年间月平均气温的统计数据［9］，如表4所示。

利用表4中数据按照式（7）计算等效环境时：a、b为由热老化实验确定的热寿命方程中的相关系数，Tk为月平均气温，p（Tk）为对应月份的时间几率，为便于计算，本文中p（Tk）=1/12，从而求出等效环境温度：TP=229.09K=25.94℃。

表4　海南岛1979～2008年30年间月平均气温统计表

2.3电缆载流量计算公式

根据IEC 60287的要求，由于乙丙橡胶的介质损耗较低，在中低压下可忽略介质损耗因数；由于金属屏蔽单点接地，无环流和涡流损耗，可以忽略金属屏蔽损耗因数；所选电缆无铠装结构，铠装损耗因数为0，因此三芯电缆载流量公式可以简化得出［4-7］：

其中：

式中：In为单根导体流过的额定电流（A）；θc为导体最高额定温度（K）；θ0为环境温度（K）；R为最高额定温度下导体单位长度的交流电阻（Ω/m）；R为最高额定温度下导体单位长度的直流电阻（Ω/m）；Ys、YP分别为集肤效应因数和临近效应因数，具体计算方法参照IEC 60287规定；T1为电缆绝缘层热阻（K·m/W）；T2为电缆内护层热阻（K·m/W）；T3为电缆外护层热阻（K·m/W）；T4为电缆外部热阻（K·m/W）。

绝缘热阻T1、内护热阻T2和外护热阻T3由电缆结构和材料特性决定，基本不随温度变化，其计算公式如下：

式中：ρT为材料热阻系数（K·m/W），乙丙橡胶的热阻系数取3.5；D为该结构后计算直径（mm）；d为该结构前计算直径（mm）。

外部空气热阻T4为：

其中：

式中：Z、E、g为空气中电缆黑色表面时的常数值，取值和电缆敷设排列有关，对于单根电缆敷设，Z= 0.62，E=0.95，g=0.25；De为电缆外径（m）；h为散热系数（W/m2K5/4）；Δθs为电缆表面相对环境的温升（K）。

（Δθs）1/4采用迭代法计算［7］：

则：

Δθ为导体对环境的允许温升（K），令（Δθs）1/4的初值为2并反复迭代至：

一般迭代4～6次就可以确定（Δθs）1/4的值。

经过计算，假设环境温度为30℃，导体最高额定温度为90℃，单根敷设于不受日光直射的自由空气中，型号为HDEE-K3-6/10kV-3×50的K3类中压电缆的额定载流量为192.5A。

3　实际环境下电缆热老化寿命评定

3.1不同负载因数下导体温度计算

核电站一般建在沿海地区，其气候受到海水的调温作用，使核电站室内温度变化不大，可认为等效环境温度θ0=25.94℃。在热稳态情况下，已知环境温度θ0和实际工作电流I，可求得导体温度θc，如下式所示：

式中：对于给定敷设情况的具体电缆而言，T1、T2、T3为常数，T4与导体温度呈非线性关系，因此难以通过直接求解得到函数关系。可以采用迭代法近似求解，即给定一个导体温度初值，根据式（16）求解出该温度下的工作电流I′，将I′与实际工作电流I比较，当I′-I≤±0.1A时，可认为此时假定的导体温度即为求解值，实际计算中需要多次迭代计算。

3.2不同负载因数下热老化寿命评定

实际工作电流I与额定载流量In之比称之为负载因数N（%），根据3.1节的方法可以计算出不同负载因数下的电缆导体温度θc，将导体温度代入热老化寿命方程中，可以得到不同负载因数下的热老化寿命τ，计算结果如表5所示。

表5　不同负载因数下电缆热老化寿命

由表5可知：（1）随着负载因数的提高，导体温度上升，热老化寿命快速下降，当过负荷时，热老化寿命急剧降低；（2）当负载因数为105%时，导体温度达到91.8℃，此时热老化寿命为60.2年，恰好满足第三代核电60年寿命要求。

4　结束语

本文给出了变温/变负载情况下第三代核电站用1E级K3类电缆热老化寿命预测的完整过程。得到如下结论：（1）对第三代核电站用电缆的乙丙绝缘料进行了不同温度点的加速热老化实验，以断裂伸长保留率下降至50%为性能失效评判标准值，对实验数据采用指数拟合和线性拟合，得到该材料热老化寿命方程，其可靠性比单纯的手工作图法更高；（2）对乙丙橡胶绝缘的第三代核电站用1E级K3类电力电缆，计算了其在假设环境温度下的载流量；（3）计算了不同负载因数下电缆的热老化寿命，

当负载因数为105%时，热老化寿命为60.2年，恰好满足第三代核电的60年寿命要求，当过负荷时，电缆热老化寿命急剧降低。

本文得出的寿命评估方程仅仅考虑到K3类电缆的热氧老化因素，但是该寿命评估方法可以用于其他老化因素的寿命预测和多因素老化寿命预测。在实际工作中应继续开展老化寿命评估的工作，建立电缆寿命预测数据库，根据电缆运行状况作出核电站电缆预防性更换等决策。

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Research for Thermal Aging Life of Nuclear PoWer Plant Class 1 Cables

REN Hong-guang1，SHEN Zhi-fei1，LIU Hao2，SONG Qiang1，LIUWen-jing3
（1.Sichuan Star Cable Co.，Ltd.，Leshan 614001，China；2.Xi'an Jiaotong University，Xi'an 710049，China；3.Nuclear Power Institute of China，Chengdu 610041，China）

This articlemade a thermal aging exPeriments of insulatingmaterial to evaluate residual life，discussed the effectiveness of the aging life equation，researched cable core temPerature distribution，calculated cable core temPerature under different load，decided the residual life of the cable combined with the cable aging life equation.This article had a reality guiding sense on cable agingmanagement of nuclear Power Plant under different aging conditions.

nuclear Power Plant class 1 cables；thermal aging exPeriments；equivalent ambient temPerature；rated current-carrying caPacity；load factor；aging life assessment

TM246.9

A

1672-6901（2016）02-0022-05

2015-07-09

任虹光（1988-），男，硕士，工程师.

作者地址：四川乐山市中区迎宾大道18号［610041］.