第三代壓水堆核電站CAP1400 1E級殼內電纜附件研制及鑒定試驗

王慶玖，張 軍，嚴振杰，呂 波

(1.江蘇華侃核電器材科技有限公司，江蘇 常州 213011；2.上海交通大學，上海 200240；3.國核工程有限公司，上海 200233；4.中國科學院等離子體物理研究所,安徽 合肥 230031)

我國《能源發(fā)展“十三五”規(guī)劃》中提出繼續(xù)推進非化石能源的規(guī)模化發(fā)展，規(guī)劃和建設一批水電、核電重大項目，穩(wěn)步發(fā)展風電、太陽能等可再生能源。據(jù)有關單位預測，到2030年前后，我國核電裝機規(guī)模應達到1.5億千瓦左右，新增8臺三代百萬千瓦級核電機組，每年可減少約8億噸二氧化碳排放[1]。2008年國務院批準了《大型先進壓水堆核電站重大專項總體實施方案》，制定了在引進消化吸收AP1000技術的基礎上，研發(fā)世界領先的CAP1400、CAP1700及實施CAP1400示范工程建設的決議[2]。

殼內電纜附件主要連接安全殼內電纜和電纜、電纜和貫穿件、電纜和其他電氣設備，起到恢復電纜結構、再絕緣以及密封保護等作用，是核電廠不可缺少的主要輔助設備。目前二代核電廠用殼內(K1類)電纜附件與第三代核電技術要求相比，使用壽命、核環(huán)境性能以及結構形式都存在顯著差異，三代核電對殼內電纜附件的要求遠遠高于二代，因此應用于第三代核電的電纜附件必須在第二代技術基礎上重新設計開發(fā)。

目前，核電廠用1E級殼內(K1類)電纜附件，基本上由美國Tyco Electronics(Raychem)公司壟斷供貨，AP1000全球首堆項目4臺核電機組均采用該公司產(chǎn)品。雖然該公司產(chǎn)品質量穩(wěn)定可靠，具備全球400多座核電站的供貨經(jīng)驗，但是產(chǎn)品價格高、供貨周期長，并且在當前中美貿(mào)易摩擦的大環(huán)境下，未來很有可能受到出口限制，另外其產(chǎn)品是否能應用于CAP1400，截至目前尚無試驗數(shù)據(jù)證明。

圍繞CAP1400 1E級殼內電纜附件裝備國產(chǎn)化，作者陸續(xù)完成了材料研發(fā)(國家授權發(fā)明專利)，樣件制作，且通過第三方檢測機構的鑒定試驗。本文將依次介紹CAP1400 1E級殼內電纜附件研發(fā)過程開展的技術規(guī)范研究、材料研究、結構設計、研制工藝流程及鑒定試驗等內容，確保其滿足第三代核電廠安全殼內使用要求。

1 技術要求

CAP1400 1E級殼內電纜附件的設計主要參照美國西屋公司的CPP—EY20[3]系列技術規(guī)范以及上海核工程研究設計院的SNG—EY20[4]國核壓水堆示范工程系列規(guī)范書。根據(jù)SNG—GX—VP—060解釋，CAP1400 1E級殼內電纜附件安裝在安全殼內及5區(qū)和10區(qū)回路，以保證核電廠正常運行工況、異常運行工況、設計基準事故工況期間及之后的可運行性，從而使電纜能夠保持可運行性，并且確保電纜接頭或終端的完整性；在嚴重事故工況下應保證其可用性[4]。這就要求使用的電纜附件必須經(jīng)過嚴格的試驗驗證，其除具有正常的電纜附件使用功能外，還應具有以下特性[3,4]：

(1)低煙/無鹵/阻燃；

(2)在90 ℃工作溫度下，具有60年及以上的使用壽命；

(3)耐正常工況下γ射線輻照；

(4)耐異常工況環(huán)境；

(5)耐事故工況下γ射線輻照和β射線輻照；

(6)耐設計基準事故工況(DBA)，HELB、MSLB、LOCA等；

(7)耐嚴重事故工況下NaOH溶液浸沒305天；

(8)耐極端pH(Extreme pH condition)，H3BO3溶液加溫浸沒30天，NaOH溶液加溫浸沒30天。

對于電纜附件產(chǎn)品來說，低煙/無鹵/阻燃是要求熱收縮部件滿足ASTM D2863、IEC61304、IEC60754—2、IEC60332—1—2及IEC60332—3—23規(guī)定的要求。技術要求的第(2)條至第(8)條可由逐次環(huán)境試驗進行試驗驗證[3-6]。

2 材料研究

可用于制造電纜附件的材料主要有：熱縮材料、硅橡膠、乙丙橡膠等[7]；由于本次研制的電纜附件應用于CAP1400核電廠安全殼內，對其壽命和耐輻照性能以及其他的核環(huán)境性能都有極高的要求，故選擇熱縮材料作為CAP1400 1E級殼內電纜附件的主要材料。本項目中應用到的主要輔助材料為熱熔膠和密封膠，熱熔膠采用乙烯共聚物熱熔膠，密封膠以三元乙丙橡膠和丁基橡膠的混合物為基體，通過改性使其滿足使用要求。

2.1 材料配方及試驗

熱縮材料配方的主要成分有：①聚乙烯：20～30份；②乙烯—乙酸乙烯酯共聚物：20～30份；③乙烯—辛烯共聚物：40～60份；④阻燃劑：100～140份；⑤復合抗氧劑：2～4份；⑥防老劑：2～4份;⑦潤滑劑：3～5份；⑧交聯(lián)助劑：1～2份[8]。

將各組按照質量份備料，備好料后將聚乙烯、乙烯—乙酸乙烯酯共聚物、乙烯—辛烯共聚物、阻燃劑、復合抗氧劑和防老劑放入密煉機中密煉，然后將潤滑劑及交聯(lián)助劑加入密煉機中混煉，在130～150 ℃溫度范圍內混煉15～20 min，然后提升至雙螺桿擠出機中在90～120 ℃溫度范圍內風冷擠出造粒，即可得到第三代核電廠用熱縮材料[8]。熱縮材料經(jīng)Φ70×25D擠出機，制作成不同規(guī)格的熱縮套管，然后輻照交聯(lián)，再按照相關的標準方法進行性能測試。

2.2 測試結果

熱縮套管測試前均經(jīng)過電子加速器輻照交聯(lián)；為模擬安全殼內的運行環(huán)境，主要進行了如下測試：機械性能、電氣絕緣性能、低煙無鹵阻性能、耐高溫性能、耐γ和β射線輻照性能、耐酸堿、濕熱性能及耐熱壽命。在實驗測試基礎上對材料配比進行了進一步優(yōu)化，配方的測試結果如表1所示。

表1 熱縮套管測試結果

續(xù)表

2.3 材料配方選擇機理

熱縮材料之所以選擇聚乙烯(PE)、乙烯—乙酸乙烯酯共聚物(EVA)和乙烯—辛烯共聚物(POE)進行共混，是因為這樣可以充分發(fā)揮各組分的性能優(yōu)勢；同時，據(jù)有關文獻報道交聯(lián)聚乙烯(XLPE)的耐γ射線可以達103kGy[9]，再通過其他添加劑的添加使其抗輻照性能更優(yōu)；且交聯(lián)型EVA、XLPE抗飽和蒸汽性能好，有利于通過LOCA及浸沒試驗，在高溫高壓下不產(chǎn)生永久塑性變形，保持電纜附件正常結構。

熱縮材料要求低煙無鹵阻燃，通過單根垂直燃燒試驗和B類成束燃燒試驗，并且20 ℃和80 ℃氧指數(shù)差值不超過2，故配方中采用了無機氫氧化物AL(OH)3、Mg(OH)2以及復合阻燃劑共用，同時控制添加比例，避免對機械性能產(chǎn)生影響。

配方中采用復合抗氧劑及防老劑，通過控制添加比例，使其達到90 ℃工作溫度使用60年以上，同時要經(jīng)受高劑量γ射線輻照。

由于防老劑的加入，對交聯(lián)速度產(chǎn)生影響；因此在配方體系中加入交聯(lián)助劑。輻射交聯(lián)一般在非結晶區(qū)發(fā)生，但也能使結晶區(qū)變小。結晶的程度與分布以及交聯(lián)密度與分布對形狀記憶聚合物形狀記憶性能有決定性作用，所以對材料的共混工藝與輻射交聯(lián)工藝的控制是得到高性能熱縮材料的關鍵[10]。

3 結構設計

CAP1400 1E級殼內電纜附件按照種類分中間接頭和終端兩大類，其接口和功能各不相同，其中中間接頭用于電纜與電纜的連接以及電纜和貫穿件的連接，起到恢復電纜結構、再絕緣及密封防護的作用。本文就中間接頭幾種典型的結構形式進行描述，設計過程中參考EY20系列規(guī)范，結構和尺寸則根據(jù)產(chǎn)品功能要求以及安裝使用空間進行設計。具體情況見表2及圖1～圖5。

表2 CAP1400 1E級殼內電纜附件(中間接頭)結構及應用

圖1 h型中間接頭結構圖

圖2 V型中間接頭結構圖

圖3 直通型中間接頭結構圖

圖4 1對多型中間接頭結構圖

圖5 90 ℃角型中間接頭結構圖

3.1 熱收縮原理

熱收縮材料,又稱為高分子形狀記憶材料,主要是利用結晶或半結晶的線性高分子材料經(jīng)高能射線照射或化學交聯(lián)后形成的三維網(wǎng)狀結構而具有獨特的“記憶效應”。當交聯(lián)高分子處于高彈態(tài)(橡膠態(tài)),使其變形(拉伸或者擴張), 并在該狀態(tài)下迅速冷卻“ 凍結” 變形成拉伸或擴張的狀態(tài), 而當再加熱至熔點以上時, 材料又恢復到原來的形狀, 這就是具有形狀記憶功能的熱收縮材料[10]。

3.2 熱收縮部件的結構設計

為滿足核環(huán)境高能射線輻照、高溫高壓蒸汽入侵、酸性和堿性溶液浸沒的要求，對熱收縮部件進了特殊設計，且確保各部件配合使用性能更優(yōu)，結構簡圖如圖6所示。

圖6 熱縮收縮部件結構圖

(1)熱縮套管：雙壁管結構，由熱縮材料和熱熔膠雙層構成，外層實現(xiàn)熱縮、再絕緣及密封防護作用，內層熱熔膠能緩沖機械應變和加強密封性。收縮倍率為2∶1和3∶1，與不同接口配套。

(2)分支手套：雙壁結構，結構原理與熱縮套管一致；分支手套主要應用于多芯電纜的分支與密封。收縮倍率為2∶1和3∶1，與不同電纜配套。

(3)熱縮封帽：雙壁結構，結構原理與熱縮套管一致；熱縮封帽套主要應用于單芯/多芯電纜的分支密封以及備用線芯密封。收縮倍率為2∶1和3∶1，與不同電纜配套。

(4)熱收縮帶：雙壁結構，由可熱收縮的基帶與可熱熔融層復合制得；收縮原理與熱縮套管一致。但其不同于熱縮套管，其使用方便、靈活, 且不受場合條件限制, 可應用在熱收縮套管無法應用的地方完成絕緣、密封等作用。該熱收縮部件是本項目中難度系數(shù)最大的，對結構尺寸設計、生產(chǎn)及安裝工藝要求極高。

3.3 中間接頭設計設計原則

(1)實現(xiàn)電纜與電纜、電纜與貫穿件的電氣連接，不降低電纜及貫穿件原有性能；

(2)具有再絕緣及密封防護作用，防止潮氣、水汽、等化學介質入侵；

(3)設計合適應力參數(shù)，在確保密封性能的前提下，在高溫高壓下不發(fā)生開裂及移位；

(4)結構尺寸緊湊合理，安裝工藝簡單，便于核電廠狹小空間的施工。

3.4 研制工藝流程

根據(jù)產(chǎn)品的結構特點，設計如圖7工藝流程。

圖7 CAP1400 1E級殼內電纜附件(中間接頭)研制工藝流程圖

4 鑒定試驗[6]

鑒定試驗項目及要求主要參考CPP—EY20[3]系列技術規(guī)范、SNG—EY20[4]系列規(guī)范書、IEEE 383[11]等相關標準及規(guī)范書；并編制適合本項目的企業(yè)標準和鑒定試驗大綱。

4.1 鑒定試驗樣品的選擇及安裝

參照IEEE Std 383TM—2003標準第3.3條，選擇鑒定試驗樣品。

由于電纜附件的特殊性，不能單獨進行鑒定試驗，要將其安裝在電纜上進行試驗。本項目安裝示意圖如圖8所示，試驗電纜系統(tǒng)(電纜附件+電纜)長度不小于3.05 m[11]。

圖8 試驗電纜系統(tǒng)(電纜附件+電纜)組裝示意圖

4.2 關鍵鑒定試驗項目及鑒定試驗流程

4.2.1 鑒定試驗項目

綜合EY20技術規(guī)范及相關標準要求確立了如下鑒定試驗項目(見表3)。

4.2.2 鑒定試驗流程

根據(jù)SNG—GX—VP—060技術規(guī)范要求，并參考IEEE 383[11]，制定了鑒定試驗流程(見圖9)。

表3 鑒定試驗項目及要求

4.2.3 關鍵鑒定試驗項目

(1)材料熱壽命評定試驗：選取135 ℃、150 ℃、165 ℃、180 ℃四個點為熱老化試驗溫度；壽命終止點取斷裂伸長率保留率為50%。試驗結果(見圖10)。

圖9 CAP1400 1E級殼內電纜附件鑒定試驗流程圖

圖10 溫度指數(shù)曲線

(2)60年等效加速熱老化試驗：根據(jù)材料的熱壽命，按照IEC 60216—1計算出材料的活化能(121.7 kJ/mol)；設定加速熱老化溫度，最終推到計算出加速熱老化時間。

(3)B類成束燃燒試驗：由于電纜附件(熱縮套管)成束燃燒試驗是首次提出，無標準可供使用，故只能參考IEC 60332—3—23電纜的B類成束燃燒試驗；為排除其他干擾因素，將熱縮套管安裝在電纜導體上進行試驗，熱縮套管的長度和數(shù)量計算與電纜一致。

(4)事故工況下輻照老化試驗：γ射線輻照和β射線輻照；由于兩種射線的損傷機理不一樣，需獨立進行評價；但是國內目前尚無鑒定機構可以對成品電纜附件進行β源輻照，只能對材料試片進行輻照。

依據(jù)SNSG—GX—VP—060 第8.3.1.1條，可采用60Co源以施加相同的劑量來代替β源進行試驗。鑒于以上，本項目制定了β與γ射線輻照轉換試驗大綱；經(jīng)國家能源核電站儀表研發(fā)(實驗)中心進行測試，其比例關系為β∶γ=1∶0.7(檢測報告編號：C17—020—HD)；故將β射線等效轉換為γ射線進行事故工況下輻照。試驗結果見圖11～圖13。

圖11 β射線輻照擬合結果

圖12 γ射線輻照擬合結果

圖13 等效比例曲線

(5)LOCA試驗及浸沒試驗：試驗溫度和壓力曲線涵蓋了CAP1000及CAP1400；溫度+8 ℃增加到整個瞬態(tài)曲線上，壓力+10%增加到每個峰值上，噴淋、浸水pH及浸水壓力均+10%。LOCA噴淋前3小時H3BO3溶液pH=4.05，后21小時NaOH溶液pH=8.58～8.64；浸沒305天，NaOH溶液pH=8.58～8.64。試驗情況見圖14～圖16。

圖14 環(huán)境區(qū)域1、5、10區(qū)域設計基準事故和事故后溫度包絡線

圖15 環(huán)境區(qū)域1、5、10區(qū)域設計基準事故和事故后壓力包絡線

圖16 典型試驗照片

5 結束語

綜上所述，CAP1400 1E級殼內電纜附件在核島內使用環(huán)境異?？量蹋瑢Σ牧霞夹g、產(chǎn)品的結構設計及鑒定試驗要求甚高。經(jīng)過數(shù)年試驗研究，材料的性能達到了核環(huán)境的極限應用要求(授權發(fā)明專利ZL 2014 1 0416063.5)，產(chǎn)品結構符合規(guī)范書的要求。本項目研制的樣品在2017年10月送國家電線電纜質量監(jiān)督檢驗中心測試，并于2019年9月順利通過鑒定試驗。

在鑒定試驗過程中通過技術手段解決配套試驗電纜熱壽命與電纜附件不匹配問題。同時通過材料配方技術、熱收縮倍率控制技術、密封配合技術以及最終的結構設計等技術方案，解決了不同類型電纜附件在核環(huán)境下的密封、耐化學噴淋腐蝕、耐高溫濕熱及浸液；且試驗過程中不發(fā)生因電纜附件失效引起的電流和電壓中斷。

第三代核電用1E級殼內電纜附件的技術在國內處于起步階段，產(chǎn)品標準、試驗方法和手段不夠完善；本工作為未來國產(chǎn)化電纜附件應用于第三代壓水堆核電廠CAP1400殼內打下了基礎。