陸永芳， 宋時森， 丁曉青， 仲偉霞， 孫建生

（1.秦山第三核電有限公司，浙江海鹽314300；2.上海電纜研究所，上海200093）

核電站電纜的老化評估研究

陸永芳1， 宋時森2， 丁曉青2， 仲偉霞2， 孫建生2

（1.秦山第三核電有限公司，浙江海鹽314300；2.上海電纜研究所，上海200093）

通過庫存電纜的熱老化，研究老化導致電纜護套材料的機械性能、阻燃性能及抗氧化性能的變化，建立老化與性能之間的關聯(lián)，評估在役電纜的運行狀態(tài)。

電纜；老化；機械性能；阻燃性；抗氧化性

0 引 言

隨著核電廠數(shù)量的增加及運行時間的延長，核電廠設備的老化越來越引起人們的關注。我國的秦山、大亞灣核電廠投入運行已有10多年的歷史，雖然運行時間不是很長，卻已面臨安全殼內(nèi)、外儀控電纜的老化問題，隨著服役時間的增加，這一問題將更加突出。

秦山核電在一次日常例行檢查中看到，一組控制電纜表面多處出現(xiàn)了大量白色結(jié)晶粉末。運行現(xiàn)場進一步查看發(fā)現(xiàn)，電纜敷設在室內(nèi)架設的鋼架上，運行環(huán)境中不存在腐蝕性氣體，運行情況正常，出現(xiàn)異常的電纜都是低壓低載型的控制電纜。依照設計規(guī)范要求，不管電纜是否使用，電纜的使用壽命都應超過核電站40年的使用壽命。而秦山三期兩臺機組分別于2002年12月和2003年7月投入商業(yè)運行以來，迄今也就運行了10年左右，出現(xiàn)這一現(xiàn)象后該組電纜的運行安全性令人擔憂。

由于敷設現(xiàn)場此種電纜沒有預留，所以可供截取進行分析研究的樣品無法獲得。為了研究上述出現(xiàn)異常現(xiàn)象電纜的性能，我們選取了與其型號相同的庫存電纜進行老化處理分析。參考國際原子能機構(gòu)（IAEA）的報告《核電站安全重要部件的老化評估與管理》相關建議，采取熱老化的方式對庫存電纜進行老化研究。由于異常點出現(xiàn)在電纜護套表面，此處從分析電纜護套的力學性能、阻燃性能、抗氧化性能及壓縮模量變化的角度，研究搭建性能老化與老化時間的關系，并利用在役電纜可獲得的性能測試參數(shù)來探討出現(xiàn)異常的電纜，評估其運行狀態(tài)。

1 實驗部分

取庫存電纜截成20 cm長的小段，參照GB/T 2951.12-2008《電纜和光纜絕緣和護套材料通用試驗方法第12部分：通用試驗方法 熱老化試驗方法》，在老化溫度設定為（135±2）℃的烘箱中老化。

1.1 試驗樣品

分別取熱老化20天、40天、60天電纜樣品進行分析測試。樣品的編號及說明如表1所示。

表1 樣品編號及說明

1.2 試驗方法

就上述樣品分別進行了力學性能、阻燃性能、抗氧化性能以及壓縮模量的測試。

1.2.1 力學性能

樣品1、2、3、4的護套力學性能按照GB/T 2951.11-2008《第11部分：通用試驗方法 厚度和外形尺寸測量 機械性能試驗》。采用萬能材料試驗機（Instron 4301），拉伸速率：（250±50）mm/min，得到抗張強度和斷裂伸長率。

1.2.2 阻燃性能

樣品1、2、3、4的阻燃性能按照GB/T 2406.2-2009《塑料用氧指數(shù)法測定燃燒行為 第2部分：室溫試驗》，直接從護套上取樣進行氧指數(shù)試驗，得到相應樣品的氧指數(shù)。

樣品1、2、3、4采用TGA（209F1，德國耐馳生產(chǎn)），參照GB/T 27761-2011《熱重分析儀失重和剩余量的試驗方法》分析樣品的熱穩(wěn)定性。溫度程序：30～600℃，10℃/min，空氣氣氛，樣品質(zhì)量10 mg左右。

1.2.3 抗氧化性能

樣品1、2、3、4、5的抗氧化性能按照 GB/T 19466.6-2009《塑料差示掃描量熱（DSC）第6部分：氧化誘導時間（等溫OIT）和氧化誘導溫度（動態(tài)OIT）的測定》，30～300℃，10℃/min，氧氣流量，60 ml/min，樣品質(zhì)量7 mg左右，進行試驗獲得不同樣品的氧化誘導溫度（OITP）值。

1.2.4 壓縮模量

［1］，采用壓縮模量分析儀（IPAM）對庫存電纜、老化電纜以及在役運行的電纜樣品進行壓縮模量（IM）測量，每根電纜選取3個測試部位測試，每個部位測量10次，取平均值。

2 實驗結(jié)果與分析

2.1 機械性能

庫存電纜護套未老化及老化樣品拉伸試驗數(shù)據(jù)匯總見表2。斷裂伸長率與熱老化時間的對應關系見圖2。由表2可知，樣品在135℃老化，隨老化時間的延長，電纜護套樣品因部分不穩(wěn)定助劑的揮發(fā)，抗張強度略有增大，但當老化進行到 60天即1 440 h后，材料的拉伸強度下降，斷裂伸長率降到60%，已經(jīng)達到未老化樣品的50%。

國際上通常用試樣原始斷裂伸長率的50%作為壽命終點判定指標，參考IEC 60216-2：2005［2］，這里選擇初始斷裂伸長率（EAB）的50%作為壽命終點判據(jù)評定其失效的OITP值和IM值。

表2 庫存電纜護套樣品的機械性能匯總

2.2 阻燃性能

考慮到電纜護套表面不斷析出帶結(jié)晶水的硫酸鎂晶體來自于電纜護套本身，有必要考察護套的阻燃性能。這里通過氧指數(shù)來表征阻燃性能的變化，氧指數(shù)值越高，表示材料的阻燃性能越好。測試結(jié)果見表3。由表3結(jié)果可見，該電纜護套樣品熱老化的結(jié)果使得氧指數(shù)值升高，阻燃性能似乎變好。

表3 電纜護套樣品的氧指數(shù)值結(jié)果

圖1是未老化樣品1和熱老化樣品2、3、4的熱失重（TGA）曲線對比。從圖1中的曲線可以看出，2、3、4的TGA曲線基本重合，與1的TGA曲線存在一定的差異性。以4為例對比分析熱老化對電纜護套熱穩(wěn)定性能的影響。對比1、4的TGA曲線，熱老化使得護套的起始熱分解溫度有所提高，1的起始熱分解溫度為341.7℃，而2的起始熱分解溫度有所升高，達346.2℃。再看1和2的DTG曲線（TG對溫度的一階導數(shù)曲線，可以更直觀地看到材料隨溫度的升高分解失重的快慢程度），1的第一階段失重（294.4～408℃）比2的要快，但2的第二（401～436℃），第三（436～527℃）失重相比于1要略快。由此可以說明，適當?shù)臒崽幚砜扇コ娎|護套表面的小分子物質(zhì)，有利于提高護套材料的起始熱穩(wěn)定性，但材料在高于400℃后的熱分解加劇。

圖1 樣品的熱失重曲線

綜合氧指數(shù)和熱失重曲線的分析結(jié)果可以得知，適當?shù)臒崽幚砜梢蕴岣唠娎|護套的熱穩(wěn)定性和阻燃性。

2.3 抗氧化性能

差熱掃描量熱（DSC）技術(shù)是核電站電纜評估的一種常用技術(shù)。在核電站電纜狀態(tài)監(jiān)測計劃中，最大問題來自于運行電纜樣品的監(jiān)控不足和缺少原始的存儲電纜。通過DSC技術(shù)對聚合物電纜材料微樣品的氧化分解開始溫度（OITP）的取樣測量，可以建立實驗室老化與在役電纜性能之間的關聯(lián)，有效評估在役電纜。OITP值低，材料的抗氧化性能差。樣品1、2、3、4、5的OITP的值分別為：257.3℃、238.8℃、229.0℃、219.9℃、249.5℃，從以上數(shù)據(jù)可以明顯看出，隨著電纜護套樣品在135℃烘箱中老化時間的延長，OITP值減低，護套材料的抗氧化性能劣化。而從在役電纜的微量樣品的OITP值可以看出，在役電纜護套材料的抗氧化性能還是比較好的。參照相關研究［3、4］：

式中：ts為剩余使用壽命（年）；tm為在監(jiān)測時刻的使用壽命（年）；OITPm為在監(jiān)測時刻的OITP數(shù)值；OITPk為壽命終止時的OITP值。

借助上式可以估算電纜以抗氧化性能來判定的使用壽命。將表4的數(shù)據(jù)代入上式，取OITPi= 257.3℃，tm=10年，OITPm=249.5℃，OITPk= 219.9℃，可以估算出在役電纜的剩余壽命約為40.8年。由于未老化的始點OITPi取的是庫存電纜，比實際值可能偏小，從而使得剩余壽命的結(jié)果可能偏低，說明在役電纜從抗氧化性能角度分析，護套表面即使出現(xiàn)了異常，材料抗氧化性能依然很好。

2.4 壓縮模量（IM）

庫存電纜和現(xiàn)場在役電纜的壓縮模量測試結(jié)果如表4所示。從表4數(shù)據(jù)可以得知，隨著熱老化時間的延長，電纜的壓縮模量增大，電纜變硬變脆?，F(xiàn)場在役電纜的壓縮模量為72N/mm，低于135℃老化40天的庫存電纜3的壓縮模量測試值，表明現(xiàn)場在役電纜從力學性能看也還是安全的。為便于驗證不同老化階段壓縮模量與斷裂伸長率的對應關系（見圖2），將表4的壓縮模量結(jié)果與表2的斷裂伸長率合并作圖，圖中虛線是現(xiàn)場在役電纜所在的位置。從圖2可以看出，其與斷裂伸長率（EAB）的老化曲線交接點離EAB失效值還很遠，出現(xiàn)異常的在役電纜的力學性能還是安全的。

表4 電纜的壓縮模量測試結(jié)果

圖2 電纜的壓縮模量與斷裂伸長率的關系

3 結(jié) 論

（1）從機械性能、阻燃性能、抗氧化性能角度可以分析熱老化給電纜護套樣品造成的性能影響，并聯(lián)系在役電纜的OITP值和IM值評估分析在役電纜的運行狀態(tài)。

（2）采用DSC技術(shù)測量護套OITP的方法以及壓縮模量分析儀（IPAM）測試電纜的壓縮模量，實驗敏感性較大，必須控制相同的實驗條件。

（3）若在役試驗樣品有限，則可采用OITP和IM測量值，結(jié)合庫存樣品老化曲線對在役樣品的老化性能進行評估。

參考文獻：

［1］ EPRI TR-104075：1996 Evaluation of cable polymer aging through indenter testing of in-plantand laboratory-aged specimens［S］.

［2］ IEC 60216-2：2005 Electrical insulating materials-Thermal endurance properties-Part 2：Determination of thermal endurance properties of electrical insulating materials-Choice of test criteria［S］.

［3］ Poirier MP，Stonkus D J，Benson S.Condition monitoring of nuclear cables using the indenter modulus co-ordinated research project on management of ageing of in-cotainment I&C cables［C］//Research Co-ordination Meeting，IAEA，Vienna，1996：9-13.

［4］ Chlaypnikov Ju A，Kirjuchin SK，Mariin AP.Antiokislitelanaya stabilizatsiay polimerov［C］//Himiays，Moscow，Russian，1986：256.

Researches of the Aging Evaluation on Nuclear Plant Cable

LU Yong-fang1，SONG Shi-sen2，DING Xiao-qing2，ZHONGWei-xia2，SUN Jian-sheng2
（1.Qinshan Third Nuclear Power Co.，Ltd.，Haiyan 314300，China；2.Shanghai Electric Cable Research Institute，Shanghai200093，China）

A selected cable，which is same as the nuclear plant cable in service，was treated by thermal aging.After that，themechanical property，the flame retardant property，the anti-oxidation weremeasured，and relationships between them due to the thermal aging were established.By those analysis，evaluating the in-service cable performance in nuclear plant.

cable；aging；themechanical property；the flame retardant property；the anti-oxidation property

TM246.5

A

1672-6901（2014）05-0010-03

2014-05-16

陸永芳（1973-），男，高級工程師.

作者地址：浙江海鹽縣秦山第三核電有限公司技術(shù)三處［314300］.