核安全級(jí)電纜耐LOCA工況能力的試驗(yàn)研究

烏曉燕，鐘志民

(國核電站運(yùn)行服務(wù)技術(shù)有限公司，上海200230)

核安全級(jí)電纜耐LOCA工況能力的試驗(yàn)研究

烏曉燕，鐘志民

(國核電站運(yùn)行服務(wù)技術(shù)有限公司，上海200230)

為保證核電廠安全可靠運(yùn)行，要求核安全級(jí)電纜在整個(gè)壽期內(nèi)能經(jīng)受LOCA工況，執(zhí)行安全相關(guān)功能。本文以絕緣電阻為指標(biāo)，以我國已運(yùn)行核電廠中使用較多的2個(gè)廠家制造的核安全級(jí)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(duì)電纜耐LOCA工況能力的影響。結(jié)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(nèi)，老化速率、累積能量輸入對(duì)電纜A耐LOCA工況的影響不明顯；而累積能量輸入對(duì)電纜B耐LOCA工況能力的影響較明顯。

電纜；設(shè)備鑒定；絕緣電阻；失水事故

核安全級(jí)電纜猶如人類的神經(jīng)系統(tǒng)對(duì)保障核電廠安全可靠運(yùn)行有重要意義。核安全級(jí)電纜在設(shè)計(jì)壽命內(nèi)應(yīng)能在經(jīng)歷失水事故(LOCA，loss of coolant accident)及事故后執(zhí)行核安全功能。設(shè)備鑒定是保障電纜在設(shè)計(jì)壽期內(nèi)安全可靠運(yùn)行的重要試驗(yàn)分析手段。設(shè)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(biāo)準(zhǔn)IEEE323[1]、IEEE383[2]，法國系列標(biāo)準(zhǔn)RCC-E[3]、NF M 64-001[4]等都給出了建議的試驗(yàn)原則、要求及方法。結(jié)合國際及我國幾十年的電纜制造、核電廠設(shè)計(jì)及運(yùn)行歷史，我國也已經(jīng)積累了一定的設(shè)備鑒定經(jīng)驗(yàn)。

1 設(shè)備鑒定

通過試驗(yàn)方法，判定經(jīng)歷熱老化、輻照老化后的電纜能否通過LOCA工況是設(shè)備鑒定最基本、最常用的方法。在整個(gè)過程中，還存在一些技術(shù)細(xì)節(jié)可以討論。如熱老化試驗(yàn)及分析中，公認(rèn)Arrhenius公式。依據(jù)該公式進(jìn)行熱老化試驗(yàn)，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(yàn)時(shí)間，但在選用的較高的試驗(yàn)溫度與核電廠實(shí)際較低的運(yùn)行溫度下電纜材料老化機(jī)理是否一致[5]，值得研究。不同的老化溫度對(duì)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(duì)于需要進(jìn)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(shí)存在的環(huán)境中，與電纜制造商通常采用的順序老化試驗(yàn)存在差異。采用熱-輻照聯(lián)合老化試驗(yàn)的方法更接近于核電廠實(shí)際工況，但又對(duì)試驗(yàn)設(shè)施提出了更高的要求。這些試驗(yàn)方法的差異是否影響電纜通過LOCA試驗(yàn)也引起了大家的關(guān)注。另一方面，隨著我國核電機(jī)組運(yùn)行時(shí)間的增加，許多機(jī)組設(shè)備面臨延壽的需求，設(shè)備鑒定的數(shù)據(jù)可以為延壽提供數(shù)據(jù)支持。

本試驗(yàn)中對(duì)2種電纜進(jìn)行了熱-輻照聯(lián)合老化試驗(yàn)及LOCA模擬試驗(yàn)。以絕緣電阻為指標(biāo)，比較了不同加速老化速率、不同累積熱-輻照輸入對(duì)電纜耐LOCA工況的能力的影響。

2 試驗(yàn)樣品與方法

試驗(yàn)樣品選用了2種殼內(nèi)核安全級(jí)控制電纜，這2種電纜的生產(chǎn)廠家是我國運(yùn)行核電廠殼內(nèi)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(jìn)行LOCA試驗(yàn)前，進(jìn)行了正常工況的熱-輻照聯(lián)合加速老化試驗(yàn)。區(qū)別于電纜生產(chǎn)廠商進(jìn)行設(shè)備鑒定時(shí)經(jīng)常采用的先熱后輻照的順序老化試驗(yàn)或先輻照后熱的逆序老化試驗(yàn)，本試驗(yàn)中采用了熱源、輻照源同時(shí)施加的熱-輻照聯(lián)合加速老化試驗(yàn)方法。將電纜盤繞于烘箱內(nèi)，烘箱置于60Co輻照?qǐng)鲋?，?shí)現(xiàn)了熱-輻照聯(lián)合加速老化。正常工況的熱-輻照聯(lián)合老化試驗(yàn)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(shí)際工況。加速老化試驗(yàn)條件1、條件2、條件3的加速老化速率依次增大。假設(shè)殼內(nèi)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(shí)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(dāng)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(dāng)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(yàn)過程中溫度波動(dòng)控制在±2 ℃，烘箱換氣量8～20 次/h。

表1 電纜熱-輻照聯(lián)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(shù)的正常工況的熱-輻照聯(lián)合老化試驗(yàn)后，進(jìn)行了事故工況的輻照加速老化試驗(yàn)，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(yàn)過程中電纜不通電。

在LOCA試驗(yàn)前后各階段進(jìn)行了絕緣電阻和耐電壓測(cè)試。絕緣電阻測(cè)試儀量程105～1014Ω，測(cè)試電壓500 V，時(shí)間1 min。交流耐壓設(shè)備量程0～5 kV，誤差±3%。

3 試驗(yàn)結(jié)果與討論

電纜樣品依次經(jīng)歷了正常工況的熱-輻照聯(lián)合加速老化、事故工況的輻照老化、LOCA工況的熱力學(xué)模擬。以絕緣電阻和耐電壓測(cè)試表征不同階段的電纜性能。圖1、圖2給出了各個(gè)試驗(yàn)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(duì)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(jīng)歷正常工況熱-輻照聯(lián)合老化后、再經(jīng)歷事故工況輻照老化后電纜絕緣電阻值沒有發(fā)生顯著變化，均大于103MΩ·km。經(jīng)歷LOCA工況的熱力學(xué)模擬后，A-X-4系列的各樣品絕緣電阻值也沒有發(fā)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(duì)電纜A耐LOCA事故工況能力的能力也沒有表現(xiàn)出較大影響。以上電纜均通過耐電壓測(cè)試。

圖1 不同老化條件電纜A各個(gè)試驗(yàn)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(gè)試驗(yàn)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(duì)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(shù)據(jù)量相當(dāng)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(jīng)歷正常工況熱-輻照聯(lián)合老化后、再經(jīng)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(jīng)歷LOCA工況的熱力學(xué)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(gè)數(shù)量級(jí)，在102～103MΩ·km水平上。

對(duì)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(duì)電纜B耐LOCA事故工況能力產(chǎn)生了顯著的影響。由于試驗(yàn)條件限制，電纜B僅進(jìn)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(yàn)比對(duì)。由圖2可見未老化樣品、經(jīng)歷正常工況熱-輻照聯(lián)合老化后、經(jīng)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(jīng)歷LOCA工況的熱力學(xué)模擬后，不同的能量輸入使電纜B絕緣電阻值發(fā)生了明顯變化，樣品B-1-4的絕緣電阻值與LOCA熱力學(xué)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(fā)生了顯著的降低，小于1 MΩ·km。樣品B-1-6經(jīng)歷LOCA熱力學(xué)模擬后，耐電壓試驗(yàn)中線芯發(fā)生擊穿，未通過耐電壓試驗(yàn)。

從前述試驗(yàn)結(jié)果與分析可以看出，不同的累積熱-輻照輸入量對(duì)電纜B耐LOCA事故工況能力產(chǎn)生了顯著的影響。下面來討論基于前述結(jié)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(shè)計(jì)工況與本試驗(yàn)假設(shè)條件相同，裕量相同，活化能相同，從設(shè)備鑒定角度來說，該樣品未通過60年壽期的環(huán)境鑒定。但是本試驗(yàn)中，溫度裕量較大(+15 ℃)，且溫度對(duì)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(shí)長，再優(yōu)化設(shè)備鑒定參數(shù)?；蛘攉@取更準(zhǔn)確的活化能數(shù)值，優(yōu)化設(shè)備鑒定參數(shù)。從另外一個(gè)角度說，如果對(duì)于已安裝于運(yùn)行核電廠電纜B的延壽分析，可結(jié)合實(shí)際運(yùn)行工況，挖掘設(shè)計(jì)工況與實(shí)際運(yùn)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(jié)論

本試驗(yàn)中以2種核安全級(jí)控制電纜為樣品，進(jìn)行了熱-輻照聯(lián)合老化試驗(yàn)及LOCA模擬試驗(yàn)。以絕緣電阻為指標(biāo)，比較了不同加速老化速率、不同累積熱-輻照輸入對(duì)電纜耐LOCA工況的能力的影響。試驗(yàn)方法中區(qū)別于電纜制造廠常用的順序或逆序加速老化試驗(yàn)方法，采用了更接近核電廠實(shí)際工況的熱-輻照同時(shí)施加的聯(lián)合老化試驗(yàn)方法。另外試驗(yàn)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(shí)際工況。試驗(yàn)結(jié)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(duì)于電纜A，老化速率、累積能量輸入對(duì)電纜耐LOCA工況的影響不明顯，對(duì)于電纜B，累積能量輸入對(duì)電纜耐LOCA工況的影響較明顯。希望本試驗(yàn)的加速老化試驗(yàn)方法、試驗(yàn)參數(shù)能對(duì)優(yōu)化設(shè)備鑒定試驗(yàn)參數(shù)提供參考，也希望試驗(yàn)結(jié)果能為我國運(yùn)行核電廠延壽提供數(shù)據(jù)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(xiàng)(2013ZX06005006)；國家科技重大專項(xiàng)(2011ZX06004002)

烏曉燕(1983—)，女，工程師，碩士，現(xiàn)主要從事核電廠老化管理工作

TL48

A

0258-0918(2016)05-0679-04