核電站電纜主要應用于核反應堆廠房、核輔助廠房、汽輪機廠房，電纜敷設方式一般采用管道或線槽，要求電纜具有可靠的使用壽命、熱穩(wěn)定性、防潮性、化學穩(wěn)定性和抗輻射性。為保證系統(tǒng)設計的高可靠性，避免設備損壞導致的嚴重經(jīng)濟后果，通常采用重復的多路獨立線路系統(tǒng)和裝置，通常動力電纜采用兩套獨立線路系統(tǒng)，控制電纜采用三套獨立線路系統(tǒng)。

　　核電站電纜常用品種有：6/10kV和0.6/1kV電力電纜，0.6/1kV控制電纜，300/500V儀表電纜，300/500V補償導線共5種。

　　下表是國內(nèi)某公司的規(guī)格表：

　　表11E級核電站電纜的型號名稱

　　型號名稱

　　YJYK3       銅芯交聯(lián)聚乙烯絕緣無鹵低煙聚烯烴護套核電站用1E級K3類電力電纜

　　YJY23K3   銅芯交聯(lián)聚乙烯絕緣鋼帶鎧裝無鹵低煙聚烯烴護套核電站用1E級K3類電力電纜

　　YJYJK1      銅芯交聯(lián)聚乙烯絕緣無鹵低煙阻燃熱固型護套核電站用1E級K1類電力電纜

　　YJYJ23K1  銅芯交聯(lián)聚乙烯絕緣鋼帶鎧裝無鹵低煙阻燃熱固型護套核電站1E級K1類電力電纜

　　KYJYK3      銅芯交聯(lián)聚乙烯絕緣無鹵低煙聚烯烴護套核電站用1E級K3類控制信號電纜

　　KYJY23K3  銅芯交聯(lián)聚乙烯絕緣鋼帶鎧裝無鹵低煙聚烯烴護套核電站用1E級K3類控制信號電纜

　　KYJYJK1     銅芯交聯(lián)聚乙烯絕緣無鹵低煙阻燃熱固型護套核電站用1E級K1類控制信號電纜

　　KYJYJ23K1 銅芯交聯(lián)聚乙烯絕緣鋼帶鎧裝無鹵低煙阻燃熱固型護套核電站用1E級K1類控制信號電纜

　　核電站用1E級電纜按核電站電氣系統(tǒng)設備的安全類別分為三類：K1、K2、K3。安全類別K1、K2、K3類有如下定義：

　　K1類電動執(zhí)行機構(gòu)。安裝在核反應堆安全殼以內(nèi)，在正常環(huán)境條件下和在SL2（安全停堆地震）載荷以下及在事故期間或事故之后仍能執(zhí)行其規(guī)定的功能。

　　K2類電動執(zhí)行機構(gòu)。安裝在核反應堆安全殼以內(nèi)，在正常環(huán)境條件下和在SL2（安全停堆地震）載荷下仍能執(zhí)行其規(guī)定的功能。

　　K3類電動執(zhí)行機構(gòu)。安裝在核反應堆安全殼以外，在正常環(huán)境條件下和在SL2（安全停堆地震）載荷下仍能執(zhí)行其規(guī)定的功能。

　　三類電纜的運行環(huán)境差別很大，其中K1類的運行環(huán)境最惡劣，對電纜的性能要求也最為苛刻，必須通過模擬冷卻劑跑失事故（LOCA）試驗才可以投入運行。根據(jù)電纜的實際運行環(huán)境，核電站發(fā)生LOCA時，安全殼（ContainmentVessel）內(nèi)外的電纜都將會受到嚴峻考驗。有人認為，安裝在核反應堆廠房內(nèi)的電纜都應進行模擬LOCA試驗；其次，只有能夠生產(chǎn)1E級K1類電纜，才能夠證明該電纜廠家完全具備了生產(chǎn)核級電纜的能力，電纜的結(jié)構(gòu)設計和性能指標的制定最好根據(jù)反應堆廠房和核輔助廠房兩個運行環(huán)境的具體條件進行確定。

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　　1、試驗內(nèi)容

　?。?）電纜基本性能的型式試驗；

　?。?）電纜應能通過IEEE383規(guī)定的成束電纜垂直燃燒試驗；

　?。?）煙濃度試驗；

　?。?）成品電纜護套材料燃燒時釋放氣體的試驗；

　?。?）電力電纜電老化試驗；

　?。?）絕緣和護套材料的長期耐熱性評定試驗；

　?。?）等效50年運行的熱老化模擬試驗；

　?。?）等效50年運行的放射線照射老化模擬試驗；

　?。?）模擬抗震試驗；

　?。?0）等效50年運行LOCA時的放射線照射試驗、模擬LOCA試驗（高溫、高壓的水蒸汽）；

　?。?1）性能檢查試驗。

　　其中，(1)~(3)為型式試驗，(7)~(10)為環(huán)境模擬試驗，(8)和(10)兩項試驗都是經(jīng)過第7項試驗后進行的。性能檢查試驗包括電壓試驗、燃燒試驗、絕緣和護套的抗拉強度、斷裂伸長率的測量等。對運行環(huán)境的具體條件進行確定。

　　2、試驗方法

　　a.電力電纜5000h電老化試驗

　　電力電纜應通過5000h的電老化試驗，試驗按lEC60502規(guī)定進行測試。試驗條件為:

　　（1）電纜試樣的長度：不小于30m；

　?。?）施加電壓：相與相之間施加電壓2（μ為電纜導體間的額定工頻電壓）；

　　（3）施加電流：電流通過電纜，要使導體溫度達到95~100℃；

　?。?）一個循環(huán)的持續(xù)時間：8h加熱，然后16h冷卻；

　　（5）試驗持續(xù)時間不少于5000h（即209個溫度循環(huán))。

　　試驗結(jié)果：試驗期間電纜應不擊穿。

　　試驗電壓和試驗時間是依據(jù)電纜絕緣的壽命指數(shù)n來確定的，并留有一定的安全裕度，電老化壽命方程式為：Unt=C[(1)式中，U為電纜上施加的電壓；n為壽命指數(shù)；t為電擊穿時間；C為常數(shù)(與結(jié)構(gòu)等有關(guān))]。

　　若采用的交聯(lián)聚乙烯的壽命指數(shù)n≥9，核電站要求電纜使用壽命為50年，可利用式(1)來推算電壓與時間的關(guān)系。例如：工作電壓U=10kV，則要求工作時間t=348000h(50年)；試驗電壓=20kV，則要求試驗時間=5000h。

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　　將上述參數(shù)代入式（1）可得：

　　求解可得n=6.45，小于9，說明該試驗方法有安全裕度。

　　b.絕緣和護套材料的長期耐熱性評定試驗

　　根據(jù)IEC60216標準和IEEE383-74標準推薦用于非金屬材料加速老化規(guī)律的數(shù)學模型為阿倫紐斯(Arrhenius)經(jīng)驗推算公式:Inτ=ab/T（2）中，τ為產(chǎn)品在溫度T條件下工作的壽命(h)；T為工作溫度(K)；a，b為待定系數(shù)。

　　式（2）己應用了幾十年，很多情況下驗證有效。在設定的工作溫度下，通過試驗和推導，可計算出待定系數(shù)a和b，然后利用式(2)可算出壽命τ，若τ的數(shù)值大于期望值，也就滿足了設計壽命要求。

　?。?）試驗溫度和時間的確定。常規(guī)老化試驗為135℃,168h，因此可確定135℃為最低試驗溫度。試驗方案參考IEC60216"確定熱老化試驗程序和!評定試驗結(jié)果的一般規(guī)程”和IEEE383標準。壽命評定試驗溫度的每個級差取15℃，共有4個試驗溫度點，最高試驗溫度為180℃。試驗時間延續(xù)到5000h左右。

　?。?）壽命終止參數(shù)的選擇。絕緣材料熱老化過程中有兩個特征參數(shù)，即抗張強度和斷裂伸長率，在本試驗過程中，斷裂伸長率的下降速率比抗張強度快，故取斷裂伸長率作為壽命評定參數(shù)。按電纜敷設彎曲半徑計算，絕緣實際伸長率不超過10％。測得試樣原始斷裂伸長率為160％,假設取斷裂伸長率保留率50%作為壽命終止點，此時斷裂伸長率仍有80％，對運行中電纜有足夠的安全系數(shù)。

　?。?）數(shù)據(jù)處理及壽命推算。按IEC60216-1則及相關(guān)數(shù)學原理處理，先應用作圖法，根據(jù)假設的壽命終止點繪出Arrhenius曲線圖。同時計算出待定系數(shù)a，b,確定試驗材料的溫度與壽命關(guān)系式，當90℃時計算壽命值不小于50年時，材料即判定為具有50年合格壽命。

　　c.等效50年運行的熱老化模擬試驗

　　根據(jù)IEEE383-74標準，成品電纜樣品的熱老化模擬試驗使用Arrhenius技術(shù)制定的數(shù)據(jù)，在一定溫度和時間內(nèi)將電纜放置在空氣循環(huán)烘箱內(nèi)來進行模擬試驗。

　　絕緣和護套材料熱特性數(shù)據(jù)應建立在熱壽命評定結(jié)果的基礎(chǔ)上。將己確立的材料具有50年使用壽命的Arrhenius曲線圖和溫度與壽命關(guān)系式，作為確定成品電纜樣品運行老化模擬試驗數(shù)據(jù)的依據(jù)。

　　已經(jīng)確立的Arrhenius曲線圖和溫度與壽命關(guān)系式，是在材料的斷裂伸長率保留率為50%時的假定壽命終止點，成品電纜樣品等效50年運行熱老化模擬試驗應選擇在90℃時，假定壽命終止前的一個點。在Arrhenius曲線圖中，根據(jù)式(2)和己知的斜率，建立新的曲線和溫度與時間關(guān)系式來選擇模擬試驗的溫度和時間。

　　d.等效50年運行的放射線照射老化模擬試驗

　　輻射試驗的成品電纜樣品應經(jīng)過等效50年運行的熱老化模擬試驗。等效50年運行的輻射老化模擬試驗以C60作為放射源，輻射的速率不大于1.0×104Gy／h輻射劑量為2.5×105Gy，滿足電纜在核輔助廠房和反應堆廠房中正常輻射劑量環(huán)境條件的耐輻射性能要求。

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　　e.模擬抗震試驗

　　電纜樣品纏繞直徑20D(D為電纜外徑)的試驗圓柱體至少一圈，再反方向重復此過程，為一個循環(huán)，共二個循環(huán)。纏繞循環(huán)后，將繞在圓柱體上的試樣放入加熱至電纜額定運行溫度的烘箱中24h，冷卻后進行規(guī)定的性能檢查試驗。

　　f.等效

　　50年運行LOCA時的放射線照射試驗、模擬LOCA試驗(高溫、高壓水蒸汽下暴露)

　　LOCA(Lossofcoolantaccident)是冷卻劑跑失事故，在輕水反應堆中也稱為失水事故。無論是在沸水堆(BWR)還是在壓水堆（PWR)體系中，山于管道滲漏或其它原因，冷卻劑跑失事故有時會發(fā)生。在這種情況下的電纜，無論是在安全殼內(nèi)或外，都要受到嚴峻的考驗，即承受不同程度的高溫、高壓，化學物質(zhì)噴射和史大劑量的γ線照射。只有通過這種模擬LOCA條件試驗的電纜才能安全使用在核電站。因此，反應堆廠房內(nèi)的電纜，無論在安全殼內(nèi)還是在安全殼外都應進行LOCA試驗。

　　g.性能檢查試驗

　　性能檢查試驗包括耐壓試驗、燃燒試驗、絕緣電阻、絕緣和護套的抗張強度、斷裂伸長率的測試，其中絕緣電阻、抗張強度和斷裂伸長率測試僅作參考。

　　耐壓試驗：將樣品彎曲，其彎曲直徑為樣品中電纜直徑的40倍，然后以3.15kV/min梯度施加電壓，持續(xù)5min，電纜應不擊穿。

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