陳 丹

（國(guó)核工程有限公司，上海 200233）

1 現(xiàn)狀介紹

在20世紀(jì)90年代末，中國(guó)分別從法國(guó)、加拿大、俄羅斯引進(jìn)了3種二代技術(shù)堆型，在這樣的背景下，中國(guó)現(xiàn)役的核電機(jī)組形成了以法國(guó)技術(shù)主導(dǎo)下的多國(guó)技術(shù)格局，核電站內(nèi)的電纜基本按照K1、 K2、 K3來進(jìn)行分類，標(biāo)準(zhǔn)如下：

K1:安裝在核反應(yīng)堆安全殼以內(nèi)，在正常環(huán)境條件下和在 SSE（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:安裝在核反應(yīng)堆安全殼以內(nèi)，在正常環(huán)境條件下和在 SSE（安全停堆地震）載荷下仍能執(zhí)行其規(guī)定的功能。

K3:安裝在核反應(yīng)堆安全殼以外，在正常環(huán)境條件下和在 SSE（安全停堆地震）載荷下仍能執(zhí)行其規(guī)定的功能。

在這種體系中，所有安全級(jí)電纜均應(yīng)選擇K1、K2和K3鑒定程序中的1種進(jìn)行，3類電纜均可認(rèn)為是1E級(jí)電纜，都需要通過嚴(yán)格的試驗(yàn)來檢驗(yàn)其性能是否滿足核電站運(yùn)行要求。

2 標(biāo)準(zhǔn)及性能試驗(yàn)

2.1 國(guó)內(nèi)外核級(jí)電纜相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)及規(guī)范

關(guān)于核電站核級(jí)電纜的一些技術(shù)文件、要求和標(biāo)準(zhǔn)等都是在成熟的常規(guī)電纜的基礎(chǔ)上再增加核安全級(jí)的相關(guān)規(guī)定形成的。目前，國(guó)內(nèi)外相關(guān)的標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范如下：

美國(guó)電氣和電子工程師協(xié)會(huì)（IEEE）：

IEEE323—2003《核電站1E級(jí)設(shè)備的質(zhì)量鑒定》；

IEEE383—2003《核電廠用1E級(jí)電纜、現(xiàn)場(chǎng)拼接板和連接體的型式試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)》。

法國(guó)核島設(shè)備設(shè)計(jì)和建造規(guī)則協(xié)會(huì)（AFCEN）：

RCC-E—1993《壓水堆核電站核島電氣設(shè)備和建造規(guī)則》。

國(guó)際電工委員會(huì)（IEC）：

IEC-60780—1998《核電廠安全系統(tǒng)電氣設(shè)備質(zhì)量鑒定》。

中國(guó)國(guó)標(biāo)：

GB/T 22577—2008《核電站用1E級(jí)電纜通用要求》。

因?yàn)槟壳拔覈?guó)現(xiàn)役的核電站和在建的核電站的技術(shù)路線不統(tǒng)一，國(guó)內(nèi)的核電設(shè)計(jì)部門還無法統(tǒng)一核電站的電纜技術(shù)要求，要制定統(tǒng)一的國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)，還比較困難。

2.2 性能試驗(yàn)

電纜的各項(xiàng)性能是否可以達(dá)到設(shè)計(jì)要求，應(yīng)通過試驗(yàn)來論證，一般核電站電纜需要做如下試驗(yàn)：

1）電纜基本性能的型式試驗(yàn)（包括電氣型式試驗(yàn)和非電氣型式試驗(yàn)）；

2）煙濃度試驗(yàn)；

3）成束電纜垂直燃燒試驗(yàn)（按照IEEE383要求進(jìn)行）；

4）成品電纜護(hù)套材料燃燒釋放時(shí)釋放氣體試驗(yàn)；

5）老化試驗(yàn)；

6）護(hù)套和絕緣長(zhǎng)期耐熱性評(píng)定試驗(yàn)；

7）熱老化模擬試驗(yàn)*；

8）輻射老化試驗(yàn)*；

9）等效LOCA時(shí)照射試驗(yàn)、模擬LOCA試驗(yàn)（高溫、高壓的水蒸氣）；

10）模擬抗震試驗(yàn)；

11）性能檢查試驗(yàn)。

以上試驗(yàn)中帶*的試驗(yàn)項(xiàng)目一般是等效40年運(yùn)行，但三代核電技術(shù)提出了更高的要求，要求等效60年運(yùn)行。

3 電纜選擇要點(diǎn)

核電站電纜需要進(jìn)行上述一系列試驗(yàn)才可以證明其性能，但往往在試驗(yàn)中會(huì)遇到很多問題，大部分的問題又與絕緣和護(hù)套的材料有關(guān)。下面從幾個(gè)方面對(duì)核電站的電纜選擇進(jìn)行一些探討。

3.1 絕緣和護(hù)套

一般情況下，對(duì)于核電站殼外的電纜，對(duì)電纜絕緣有輻照的要求；對(duì)于殼內(nèi)的電纜，有時(shí)不僅僅對(duì)絕緣有輻照的要求，對(duì)于護(hù)套，為了保證護(hù)套的完整性，也有輻照的要求，這主要是保證在壽期內(nèi)不開裂。

關(guān)于絕緣和護(hù)套材料，在中國(guó)目前的核電站中，電纜的絕緣和護(hù)套材料采用的基本是低煙、無鹵、低毒的阻燃電纜料，如熱塑性或熱固性低煙無鹵阻燃材料，以滿足特殊的核安全要求。并且無鹵電纜在發(fā)生火災(zāi)時(shí)，燃燒釋放的煙霧量很低，不帶毒性及腐蝕性，其阻燃成分可有效發(fā)揮，不會(huì)使電纜成為火焰蔓延的通道。電纜在火災(zāi)情況下對(duì)人員和設(shè)備的危害，在國(guó)際上一般存在兩種觀點(diǎn)。在歐洲的觀點(diǎn)是：燃燒過程中鹵酸的釋放量、氣體的腐蝕性、煙霧濃度以及氣體的毒性是能否安全脫離火災(zāi)現(xiàn)場(chǎng)的主要因素；但美國(guó)人認(rèn)為，火災(zāi)時(shí)CO毒氣的產(chǎn)生，以及CO轉(zhuǎn)化為CO2過程中的熱釋放是影響能否安全逃脫的主要因素。因此美國(guó)的電纜護(hù)套材料是允許含鹵的，中國(guó)核電站用電纜是不允許含鹵素的。

鑒于此，對(duì)于絕緣材料，一般情況下0.6 kV和1 kV的電力電纜和控制電纜的絕緣材料的選擇傾向于使用低煙無鹵的材料的阻燃交聯(lián)聚乙烯或者是乙丙橡膠。這主要是考慮到在電纜交聯(lián)時(shí)不同的交聯(lián)方式對(duì)電纜性能的影響。電纜交聯(lián)方式一般有化學(xué)交聯(lián)和物理交聯(lián)。所謂的物理交聯(lián)，就是采用高能量的電子束對(duì)絕緣層進(jìn)行轟擊，打斷材料的高分子鏈，從而形成自由基之間的重新組合，這種交聯(lián)方式無水，無高溫，在使聚烯烴交聯(lián)的同時(shí)不會(huì)影響其阻燃性能和電氣性能。當(dāng)采取化學(xué)交聯(lián)中的干法交聯(lián)時(shí)，因?yàn)闇囟冗_(dá)300～400 ℃，由于聚乙烯材料內(nèi)的氫氧化物分解為金屬氧化物和水，會(huì)在電纜表面出現(xiàn)裂紋和水；如果使用化學(xué)交聯(lián)中的溫水交聯(lián)，需要將電纜在80～90 ℃的水中浸泡5～7 h，氫氧化物又會(huì)吸收大量的水分，導(dǎo)致絕緣電阻的下降，從而影響其電氣性能。所以當(dāng)采用低煙無鹵交聯(lián)聚乙烯絕緣材料時(shí)一般采用輻照交聯(lián)的方式。

對(duì)于護(hù)套材料，現(xiàn)在國(guó)內(nèi)一些廠家在原有絕緣材料的基礎(chǔ)上，還多了一種選擇，即使用EVA（乙烯-醋酸乙烯共聚彈性體）材料，這種材料具有無鹵、優(yōu)良的抗輻照、耐化學(xué)性。絕緣和護(hù)套材料的選擇對(duì)于核電站電纜性能起著關(guān)鍵的作用，同時(shí)，對(duì)電纜的制造工藝也有很高的要求。國(guó)內(nèi)有核電站采用的進(jìn)口電纜曾出現(xiàn)過護(hù)套開裂的問題，專業(yè)電纜科研院所對(duì)這一事故的分析顯示：雖然其原材料的選擇合格，但其制造工藝不適應(yīng)材料的要求，導(dǎo)致存在故障缺陷和后來的護(hù)套開裂現(xiàn)象。

所以在對(duì)核電站電纜進(jìn)行選擇時(shí)，不但要考察其選擇的絕緣和護(hù)套的材料是否符合要求，對(duì)于廠家的制造工藝也必須要做一定的考量，避免上述類似情況再次發(fā)生。

3.2 電纜的外徑和彎曲半徑問題

核電站內(nèi)的電纜數(shù)量巨大，在某些區(qū)域，由于電站結(jié)構(gòu)的關(guān)系，空間不是很充裕，但電纜又需要滿足核電站的高性能要求，導(dǎo)致對(duì)電纜的外徑要求很高，主要是需要考慮橋架的填充率和電纜敷設(shè)時(shí)的彎曲半徑。同時(shí)，不同的廠家由于其材料的選擇和電纜的結(jié)構(gòu)型式以及制造工藝的差別，同一規(guī)格的電纜往往外徑尺寸不一樣。當(dāng)然，廠家生產(chǎn)時(shí)遵循的標(biāo)準(zhǔn)也會(huì)對(duì)此產(chǎn)生影響，國(guó)內(nèi)的生產(chǎn)廠家遵照的一般是國(guó)際電工協(xié)會(huì)IEC標(biāo)準(zhǔn)，與美國(guó)絕緣電纜工程師協(xié)會(huì)ICEA的標(biāo)準(zhǔn)是有差別的。比如護(hù)套，IEC的最小要求是1.8 mm，ICEA的要求是1.14 mm。對(duì)于絕緣的厚度，IEC內(nèi)的要求比ICEA的大概要厚40%左右。以2.5 mm2截面的電纜做一個(gè)比較，如表1所示。

所以電纜外徑一定要符合設(shè)計(jì)要求，這樣電纜橋架的填充率才能得以保證，從而保證電纜具有良好的散熱條件使其發(fā)揮最大的性能。對(duì)于大直徑電纜，還有一個(gè)彎曲半徑的問題。根據(jù)國(guó)內(nèi)對(duì)電纜敷設(shè)標(biāo)準(zhǔn)的要求，電纜在安裝敷設(shè)時(shí)，彎曲半徑應(yīng)不小于電纜外徑的10倍（10D），對(duì)于鎧裝或銅帶屏蔽的電纜，應(yīng)按照不小于電纜外徑12倍（12D）來考慮。如果大截面的電纜的彎曲半徑過小，對(duì)護(hù)套來說將是一個(gè)極大的考驗(yàn)。這一點(diǎn)往往容易被忽視，如果在電纜外徑選擇時(shí)沒有保證，在現(xiàn)場(chǎng)施工時(shí)又不做好保護(hù)措施，成品電纜往往在運(yùn)行中達(dá)不到其性能要求。

3.3 熱老化和輻照老化模擬試驗(yàn)

基于核電站的特殊運(yùn)行環(huán)境，熱老化和輻照老化可以說是核電站電纜最基本的考量試驗(yàn)。等效的40年運(yùn)行（三代核電技術(shù)要求電纜壽命已經(jīng)提高到60年）熱老化模擬試驗(yàn)是按照Arrhenius技術(shù)制定的數(shù)據(jù)，將電纜放置在一定溫度的空氣循環(huán)烘箱內(nèi)進(jìn)行一定時(shí)間的模擬。在這之前，絕緣和護(hù)套材料的長(zhǎng)期耐熱性評(píng)定試驗(yàn)已經(jīng)完成，將材料的溫度與壽命的關(guān)系式作為老化模擬試驗(yàn)的依據(jù)，在計(jì)算出的模擬時(shí)間內(nèi)，對(duì)電纜進(jìn)行老化模擬試驗(yàn)，在電纜完成一系列試驗(yàn)后，通過對(duì)電纜進(jìn)行性能檢查試驗(yàn)來評(píng)定是否達(dá)到了老化的要求。

而對(duì)于輻照老化，是證明在核電站正常工作條件下，離子輻射對(duì)電纜性能的影響。但必須同時(shí)考慮中等頻率事件以及極限事故情況下電纜必須能夠承受的輻射水平。在核電站中，如果對(duì)電纜護(hù)套完整性沒有要求，對(duì)β射線的影響考慮比較少。因?yàn)楦鶕?jù)NRC79-01B（1E級(jí)電氣設(shè)備環(huán)境鑒定）公告和DOR導(dǎo)則，β射線的損害主要是對(duì)在電纜外層0.030 in的護(hù)套上。如果考慮，也可以用γ射線來替代（考慮一定的比例關(guān)系）。實(shí)際上，在核電站中如果發(fā)生設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（DBA）事故，γ和β射線是同時(shí)存在的，往往β的劑量還要超過γ劑量，從這一點(diǎn)來說，對(duì)于核電站用電纜，做等效輻照老化試驗(yàn)時(shí)，β射線還是需要考慮的。國(guó)內(nèi)某專業(yè)電纜研究機(jī)構(gòu)的試驗(yàn)表明：輻照劑量的變化對(duì)材料性能影響比較明顯；同時(shí)，輻照的劑量率與時(shí)間對(duì)試驗(yàn)結(jié)果也有影響；一般情況下，高劑量短時(shí)間輻照比低劑量長(zhǎng)時(shí)間輻照更加嚴(yán)酷。所以核電站電纜生產(chǎn)廠家一定要根據(jù)要求的劑量進(jìn)行輻照老化試驗(yàn)才能保證電纜符合性能要求。燃燒試驗(yàn)。在IEEE383內(nèi)，核電站內(nèi)電纜需要做單芯燃燒試驗(yàn)，在美國(guó)，單芯阻燃要求屬于一項(xiàng)常規(guī)性阻燃要求，在整個(gè)電纜行業(yè)均廣泛采用，不僅僅局限于核電站，這主要是從防止火災(zāi)的角度出來，對(duì)電纜提出了更高的要求。但是，電纜的阻燃性能與電纜的材料有直接的聯(lián)系，硬乙丙橡膠材料的阻燃性比較差，如果要滿足單芯燃燒的要求，必然要加入阻燃劑，但加入阻燃劑后，對(duì)其抗張強(qiáng)度是一個(gè)比較大的損失。這是必須要考慮的，因?yàn)樵陔娎|的性能檢查試驗(yàn)中，就需要檢查電纜的抗張強(qiáng)度和斷裂伸長(zhǎng)率，這也是電纜熱老化過程中的兩個(gè)特征參數(shù)。因?yàn)闅?nèi)電纜的環(huán)境比殼外要嚴(yán)酷，如果殼內(nèi)電纜護(hù)套有完整性要求，如何選擇電纜絕緣和護(hù)套的材料，同時(shí)又滿足成束燃燒和單芯燃燒試驗(yàn)要求，對(duì)國(guó)內(nèi)外的電纜廠家來說，都是一個(gè)值得研究的問題。

表1 IEC/ICEA標(biāo)準(zhǔn)對(duì)絕緣厚度要求對(duì)比表Table 1 Requirement for insulation thickness in IEC/ICEA

3.4 成束燃燒和單芯燃燒

3.5 浸沒試驗(yàn)

核電站電纜要求無鹵、低煙、阻燃，這就要求電纜成品要通過IEC60332-3內(nèi)的成束燃燒試驗(yàn)，同時(shí)煙濃度和燃燒腐蝕性氣體需要達(dá)到一定的要求；絕緣線芯要通過IEC60332-1的單根垂直

核電站的電纜要求高，是因?yàn)殡娎|要經(jīng)歷一系列嚴(yán)酷環(huán)境的試驗(yàn)，最后還要檢查其電氣性能和機(jī)械性能，無論對(duì)絕緣、護(hù)套，還是導(dǎo)體本身，都有很高的要求，同時(shí)對(duì)于電纜的制造工藝也有高要求，不可以在任何一個(gè)環(huán)節(jié)出現(xiàn)差錯(cuò)。一般來說，核電站的電纜的驗(yàn)證試驗(yàn)順序如下：熱老化和輻照老化、老化后功能試驗(yàn)、LOCA試驗(yàn)、LOCA后功能試驗(yàn)。在經(jīng)歷熱老化、輻照老化和LOCA試驗(yàn)這一系列的嚴(yán)酷考驗(yàn)之后，還要求電纜在一定環(huán)境的水中浸沒一年左右，浸沒試驗(yàn)后還需驗(yàn)證護(hù)套的完整性和電氣性能的完整性。在以往的核電廠中一般沒有事故后長(zhǎng)期浸水的要求，但三代先進(jìn)非能動(dòng)電站提出了這個(gè)要求，這也從另一個(gè)側(cè)面說明了三代非能動(dòng)核電站的電纜性能要求高，進(jìn)一步為電站的安全運(yùn)行提供保障。對(duì)于浸沒試驗(yàn)，很多廠家采用阿倫紐斯公式指導(dǎo)下的加速老化試驗(yàn)，將試驗(yàn)條件嚴(yán)酷化，但試驗(yàn)時(shí)間可以縮短。但美國(guó)核管會(huì)NRC在2010年12月2日發(fā)過一個(gè)通告(NRC INFORAMTION NOTICE 2010-26：SUBMERGED ELECTRICAL CABLES NRC通告2010-26，水下電纜)，說明不能用阿倫紐斯公式進(jìn)行加速浸沒老化試驗(yàn)，因?yàn)榧铀僭囼?yàn)方案存在風(fēng)險(xiǎn)。在這種新形勢(shì)下，怎么來完成浸沒試驗(yàn)，從而對(duì)電纜在進(jìn)行一系列嚴(yán)酷考驗(yàn)后的電氣性能進(jìn)行驗(yàn)證，也是一個(gè)新的問題。

4 思考與建議

本文主要是針對(duì)核電站電纜在選擇時(shí)的一些問題進(jìn)行了初步的討論，因?yàn)楦鶕?jù)目前中國(guó)核電站現(xiàn)狀，由于技術(shù)路線和堆型的不一致，對(duì)電纜參照的標(biāo)準(zhǔn)和要求也不可能完全一樣。非能動(dòng)三代核電技術(shù)是目前世界上認(rèn)可的安全堆型，特別是福島事件后，非能動(dòng)理念具有很大的優(yōu)勢(shì)。同時(shí)也給核電站內(nèi)電纜帶來了一些新的方向，比如，高性能絕緣和護(hù)套材料的選擇，電纜護(hù)套完整性考量以及電纜需要經(jīng)受嚴(yán)酷的浸沒試驗(yàn)等，這些都是核電站電纜研制和開發(fā)的新方向，參與核電站工程的各方都需要有一個(gè)重新的認(rèn)識(shí)。對(duì)于設(shè)計(jì)者來說，結(jié)合當(dāng)下的實(shí)際工業(yè)水平設(shè)計(jì)符合要求的電纜是首要準(zhǔn)則；對(duì)于電纜生產(chǎn)廠家，也提供了新產(chǎn)品的研究方向，最終通過各項(xiàng)檢測(cè)試驗(yàn)符合設(shè)計(jì)要求的電纜才能保證核電站的安全運(yùn)行。同時(shí)，在最后的施工環(huán)節(jié)，一定要避免野蠻施工對(duì)電纜性能的損害?？傊?，應(yīng)加強(qiáng)對(duì)核電站用電纜重要性的認(rèn)識(shí)，明確核電站用電纜的技術(shù)要求；設(shè)計(jì)、生產(chǎn)、采購(gòu)和安裝每一個(gè)環(huán)節(jié)都要嚴(yán)格把關(guān)，以減少核電站電纜故障的發(fā)生，切實(shí)保證電纜在核電站中功能的發(fā)揮，為核電站的安全運(yùn)行提供強(qiáng)有力的保障。

[1] 安全先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)[M]. 北京：原子能出版社，2010.（Advanced PWR Nuclear Power Technologies [M]. Beijing: Atomic Energy Press,2010.）

[2] 項(xiàng)目管理[M]. 北京：中國(guó)電力出版社，2006.（Project Management [M]. Beijing: China Electric Power Press, 2006.）

[3] 383—2003 核電廠用1E級(jí)電纜、現(xiàn)場(chǎng)拼接板和連接體的型式試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)[S].（383-2003 Type Test Criteria for Class-1E Cables, Field Buttcover Plates and Connectors Used in Nuclear Power Plant [S]）

[4] 22577—2008 核電站用1E級(jí)電纜通用要求[S].（22577-2008 General Requirements for Class-1E Cables Used in Nuclear Power Plant [S].）