張 攀，那福利

（蘇州熱工研究院有限公司，蘇州 215004）

淺析在核安全設(shè)備質(zhì)量鑒定過程中的熱老化試驗(yàn)方法

張 攀，那福利

（蘇州熱工研究院有限公司，蘇州 215004）

為了在核安全設(shè)備質(zhì)量鑒定過程中使熱老化試驗(yàn)方法更加充分、合理，在研究熱老化理論模型的基礎(chǔ)上，本文對國際上幾種常用的熱老化試驗(yàn)方法進(jìn)行了比較和分析，進(jìn)而對國內(nèi)核電廠設(shè)備熱老化試驗(yàn)方法的選擇提出了相應(yīng)的建議。

Arrhenius；十度定律；活化能；熱老化

在核安全設(shè)備質(zhì)量鑒定過程中，熱老化試驗(yàn)是一項(xiàng)關(guān)鍵的試驗(yàn)項(xiàng)目，其直接影響到設(shè)備質(zhì)量的鑒定結(jié)果，尤其是設(shè)備的鑒定壽命。目前國內(nèi)在核安全設(shè)備質(zhì)量鑒定的過程中，通常沒有考慮到不同設(shè)備在材料以及運(yùn)行環(huán)境溫度等方面的差異，而是直接借用國外的相關(guān)技術(shù)參數(shù)進(jìn)行熱老化試驗(yàn)，致使試驗(yàn)結(jié)果不能反映設(shè)備的真實(shí)情況。本文通過研究基礎(chǔ)理論、分析試驗(yàn)數(shù)據(jù)，指出了常用的熱老化試驗(yàn)方法的局限性，并在研究相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)的基礎(chǔ)上，給出了選擇熱老化試驗(yàn)方法的建議。

1 熱老化模型

熱老化模型是進(jìn)行熱老化試驗(yàn)的基礎(chǔ)，只有選擇正確的模型，才能反映設(shè)備或材料熱老化過程的真實(shí)情況。目前，熱老化試驗(yàn)普遍使用Arrhenius模型，該模型在美國核管理委員會管理導(dǎo)則［1］、國際原子能機(jī)構(gòu)安全報告［2］和國際電工委員會標(biāo)準(zhǔn)［3］中得到了認(rèn)可，因此廣泛應(yīng)用在核電領(lǐng)域的設(shè)備質(zhì)量鑒定中。該模型在國內(nèi)的核安全設(shè)備鑒定標(biāo)準(zhǔn)和相關(guān)文獻(xiàn)中也有所提及［4，5］，但未見更詳細(xì)的內(nèi)容介紹。此外，為了便于試驗(yàn)計算，試驗(yàn)過程中還使用了另外一種簡化的熱老化模型，一些文獻(xiàn)中稱之為十度定律模型，在核電領(lǐng)域的設(shè)備質(zhì)量鑒定中也有一定的應(yīng)用。

1.1 Arrhenius模型

Arrhenius模型描述了化學(xué)反應(yīng)速率與溫度之間的關(guān)系，適用于非金屬材料，如絕緣橡膠、潤滑劑、油脂、塑料制品以及半導(dǎo)體器件等材料的熱老化試驗(yàn)。公式（1）為Arrhenius模型的基本表達(dá)式［6］。

式中，k為化學(xué)反應(yīng)速率；D為與產(chǎn)品失效機(jī)理和試驗(yàn)條件相關(guān)的常數(shù)；E為活化能，物理單位為eV；R=8.617 1×10-5eV·K-1，為波爾茲曼氣體常數(shù)；T為熱力學(xué)溫度。

因此，熱壽命可以定義為在溫度為T的環(huán)境下，設(shè)備或材料因化學(xué)反應(yīng)全部完成致使性能失效所需的時間，其數(shù)學(xué)表達(dá)式如公式（2）［7］：

式中，t為熱壽命，單位為H（小時）或Y（年）；M為化學(xué)反應(yīng)的總量。

根據(jù)公式（2）可知，除溫度T外，活化能E也是影響熱壽命的因素。由于公式（2）中熱壽命t與溫度T的倒數(shù)成指數(shù)關(guān)系，因此對公式（2）的兩邊分別取對數(shù)，可得到熱壽命的對數(shù)與溫度的倒數(shù)的線性關(guān)系，結(jié)果如下：

進(jìn)一步簡化得：

通過試驗(yàn)獲得設(shè)備或材料在兩個較高的溫度T1、T2下的熱壽命的對數(shù)L1、L2，再應(yīng)用這一組試驗(yàn)數(shù)據(jù)確定公式（4）的特性參數(shù)A、B之后，即可得到該設(shè)備或材料的活化能以及在其他溫度下的熱壽命。同時，還可以根據(jù)公式（2）計算出任意兩個溫度之間的加速因子t1/t2：

1.2 十度定律模型

十度定律模型是根據(jù)工程經(jīng)驗(yàn)簡化的模型［8］，它也描述了化學(xué)反應(yīng)速率與溫度之間的關(guān)系，其數(shù)學(xué)表達(dá)式為：

式中，k為化學(xué)反應(yīng)速率；C為試驗(yàn)確定的常數(shù)；T和T0為熱力學(xué)溫度。使用Arrhenius模型中關(guān)于熱壽命的定義，得到十度定律模型下熱壽命t與溫度T的關(guān)系：

由公式（7）可知，十度定律模型與Arrhenius模型不同，其壽命僅與溫度T有關(guān)，因此加速因子t1/t2也只與溫度有關(guān)：

當(dāng)公式（8）與公式（5）中t1/t2的相等時，可得到十度定律模型等同Arrhenius模型的條件：

假定T1=300K，E=0.732eV，通過公式（5）和（8）分別計算Arrhenius模型與十度定律模型在不同溫度T2下的加速因子，其結(jié)果見表1。

同樣，當(dāng)T1=300K，T2=400K時，通過公式（5）和（8）分別計算Arrhenius模型與十度定律模型在不同活化能E下的加速因子，其結(jié)果見表2。

表1 不同溫度T2下的加速因子Table1 Acceleration factors under different temperature T2

表2 不同活化能E下加速因子Table2 Acceleration factorsunder differentactivation energy E

由表1和表2中的數(shù)據(jù)可知，只有在活化能和溫度滿足公式（9）的條件時，十度定律模型與Arrhenius模型的加速因子才等同，否則，由于溫度和活化能的變化，兩者之間存在較大差異。同時，考慮Arrhenius模型有較強(qiáng)的理論基礎(chǔ)，而十度定律模型只是經(jīng)驗(yàn)公式，所以十度定律模型在描述熱壽命和溫度之間的關(guān)系時存在很大的局限性，該結(jié)論在美國電力研究院的報告中也有體現(xiàn)。

2 熱老化試驗(yàn)方法

依據(jù)上述理論，核電廠對設(shè)備實(shí)施熱老化試驗(yàn)時，可采用驗(yàn)證方式，即將設(shè)備在較高的溫度下老化一定時間，且要求設(shè)備在老化后性能正常，以等效設(shè)備在運(yùn)行溫度下的設(shè)計壽命，老化試驗(yàn)的具體溫度和時間來源于鑒定標(biāo)準(zhǔn)。由于在設(shè)備或材料的制造過程中存在不確定因素，若干個相同的設(shè)備或材料的壽命服從概率分布，而單一設(shè)備或材料的壽命在一定范圍內(nèi)具有不確定性，所以驗(yàn)證試驗(yàn)的熱老化參數(shù)必須保留足夠的裕量。另外一種熱老化方式是對設(shè)備或材料進(jìn)行熱壽命評估，主要通過對多個設(shè)備或材料實(shí)施截尾壽命試驗(yàn)，獲得其在較高的溫度下的熱壽命和溫度等數(shù)據(jù)，再分析試驗(yàn)數(shù)據(jù)的有效性，之后，根據(jù)有效的試驗(yàn)數(shù)據(jù)，計算設(shè)備或材料在其他溫度下的壽命。

2.1 法國的驗(yàn)證參數(shù)

之前，國內(nèi)使用較多的熱老化數(shù)據(jù)來源于法國關(guān)于CPY機(jī)組核安全級設(shè)備的鑒定標(biāo)準(zhǔn)［9］和鑒定規(guī)程［10］，其要求首先針對待鑒定的設(shè)備制定有針對性的熱老化方案，并按照該方案進(jìn)行熱老化，若不具備條件，則可使用135℃和950H的條件對設(shè)備進(jìn)行熱老化。

雖然規(guī)程中未明確表示加速熱老化參數(shù)是基于Arrhenius模型，但是根據(jù)Arrhenius模型的公式（5），設(shè)T2=273+135，t2=950H，E=0.8eV時，計算不同溫度T1下的熱壽命t1，其結(jié)果見表3。

表3 不同溫度T1下熱壽命Table 3 Thermal life under different temperature T1

同樣，根據(jù)Arrhenius模型的公式（5），設(shè)T2=273+135，t2=950 H，T1=273+50時，計算不同活化能E對應(yīng)的熱壽命t1，其結(jié)果見表4。

表4 不同活化能E下的熱壽命Table4 Thermal life under differentactivation energy E

根據(jù)表3和表4中的計算結(jié)果，在T2=273+135，t2=950 H，且只有當(dāng)E=0.8 eV，T1=323 K時，t1=43.2Y，該組數(shù)據(jù)中T1和t1分別符合法國CPY機(jī)組關(guān)于安全殼內(nèi)正常運(yùn)行環(huán)境最高溫度50℃和設(shè)計壽命40年的要求，參數(shù)具有一定的覆蓋性。但在溫度T1、活化能E分別為其他值的情況下，熱壽命t1則遠(yuǎn)大于或小于40年，而在實(shí)際情況中，許多設(shè)備的運(yùn)行溫度不等于50℃，活化能不等于0.8eV，甚至設(shè)計壽命也不等于40年，例如：

由于安裝位置和接觸介質(zhì)的原因，一回路測溫?zé)犭娕歼\(yùn)行環(huán)境溫度遠(yuǎn)高于50℃［11］，由于環(huán)境溫度和自身溫升的原因，中壓電動機(jī)絕緣材料運(yùn)行環(huán)境溫度也高于50℃［12］；

根據(jù)美國電力研究院的相關(guān)報告［13］中對1265種設(shè)備或材料活化能值的統(tǒng)計，活化能值從0.5eV到2.5eV不等，其中電機(jī)絕緣為0.96 eV，電阻器為0.66eV，且活化能在0.75eV≤E≤0.85eV范圍內(nèi)的不到總數(shù)的15%，考慮材料的更新和替代，存在較多設(shè)備的活化能值不等于0.8eV；

隨著核電技術(shù)的發(fā)展，第三代核電機(jī)組EPR［14］和AP1000［15］的設(shè)計壽命為60年，因此其不可更換的設(shè)備的壽命也需要增加或調(diào)整為60年。

可見，在考慮溫度、活化能和設(shè)計壽命幾方面因素的情況下，該試驗(yàn)參數(shù)的使用有著很大的局限性。此外，由于部分設(shè)備（如蓄電池、儀控機(jī)柜等）可承受的極限溫度遠(yuǎn)低于135℃，該溫度下的老化試驗(yàn)將直接損壞設(shè)備，所以該參數(shù)也不適用于這類設(shè)備。針對此種情況，法國的鑒定規(guī)程建議修正熱老化參數(shù)，在135℃和950H的老化條件下，老化溫度每降低或升高10℃，老化時間加倍或減半，即使用十度定律模型修正試驗(yàn)參數(shù)。由第1.2節(jié)可以知道，十度定律模型雖然便于計算，但只是經(jīng)驗(yàn)公式，不具有普遍適用性。對于135℃，950H的老化條件，用十度定律模型的公式（8）計算其他溫度下的熱壽命，用Arrhenius模型的公式（5）計算在活化能E=0.8 eV、E=1.0 eV和E=1.2 eV時其他溫度下的熱壽命，兩種模型所得的數(shù)據(jù)在溫度與對數(shù)壽命坐標(biāo)系中的關(guān)系表示為圖1。如圖1所示：

圖1 十度定律模型與Arrhenius模型計算熱壽命比較圖Fig.1 Com parison about thermallifebetween 10-DegreeRule and Arrhenius

十度定律模型的曲線與Arrhenius模型的3條直線均相交，但與E=1.0eV的直線最為接近；

十度定律模型曲線與活化能E=1.0 eV的直線在398K到418K的區(qū)域近似重合；

除此之外，十度定律模型的曲線與Arrhenius模型曲線存在不同程度的偏離。

因此，十度定律模型對熱老化參數(shù)的修正只適用于特定的活化能和溫度，除此之外則存在較大的偏差，該偏差會嚴(yán)重誤導(dǎo)相關(guān)結(jié)果。同時，該結(jié)果也驗(yàn)證了第1.2節(jié)中的一個結(jié)論：十度定律模型與Arrhenius模型只有在符合公式（9）的條件時才具有相同的加速因子。

綜上所述，法國的鑒定規(guī)程所推薦的熱老化數(shù)據(jù)只是在沒有可行的試驗(yàn)方法的情況下采取的權(quán)宜之法，并不具有普遍適用性，也不是絕對的保守，對不同情況下的不同設(shè)備不一定全部適用。

2.2 美國的驗(yàn)證參數(shù)

我國所用的驗(yàn)證方法的另外一些試驗(yàn)數(shù)據(jù)來源于美國電子電氣工程師協(xié)會（IEEE）中關(guān)于核安全設(shè)備的質(zhì)量鑒定標(biāo)準(zhǔn)資料，其中鉛酸蓄電池［16］質(zhì)量鑒定標(biāo)準(zhǔn)中的熱老化參數(shù)見表5，閥門驅(qū)動裝置［17］質(zhì)量鑒定標(biāo)準(zhǔn)中的熱老化參數(shù)見表6。根據(jù)在表5和表6中的數(shù)據(jù)可知：

不同設(shè)備，如蓄電池和閥門驅(qū)動裝置，因設(shè)計要求（正常環(huán)境溫度和設(shè)計壽命）以及設(shè)備類型的不同，熱老化試驗(yàn)的溫度、時間也完全不同，且差距較大；

同一設(shè)備，因材料差異導(dǎo)致活化能的不同，其熱老化時間也有一定差異。

所以，鉛酸蓄電池和閥門驅(qū)動裝置的鑒定標(biāo)準(zhǔn)中同時也注明，這些試驗(yàn)參數(shù)是基于制造廠的試驗(yàn)數(shù)據(jù)以及在特定參數(shù)條件下的計算結(jié)果，使用時需要驗(yàn)證是否適用于待鑒定設(shè)備。可見，由于設(shè)備、材料、正常環(huán)境溫度和設(shè)計壽命等條件的不同，設(shè)備熱老化參數(shù)也不盡相同，不能直接借鑒和使用。

表5 鉛酸蓄電池?zé)崂匣瘏?shù)Table5 Therm alaging param eters for lead-acid storagebatteries

表6 閥門驅(qū)動裝置熱老化參數(shù)Table 6 Thermalaging parameters for valve actuators

值得注意的是，在關(guān)于閥門驅(qū)動裝置鑒定標(biāo)準(zhǔn)的2006版中［18］，制定者對熱老化的內(nèi)容做出了較大幅度的修訂，刪除了之前版本中所推薦的全部熱老化試驗(yàn)參數(shù)，要求采用熱壽命評估的方法進(jìn)行熱老化試驗(yàn)。同時，在美國電氣和電子工程師協(xié)會（簡稱IEEE）關(guān)于其他核安全設(shè)備以及美國機(jī)械工程師協(xié)會（簡稱ASME）關(guān)于能動設(shè)備（泵閥等），如電動機(jī)［19］、電纜［20］、電氣貫穿件［21］、電纜接頭［22］、變壓器［23］、充電逆變器［24］、電動機(jī)控制中心［25］、保護(hù)繼電器［26］和能動機(jī)械設(shè)備［27］等的質(zhì)量鑒定標(biāo)準(zhǔn)的各個版本中，均要求采用熱壽命評估的方法進(jìn)行熱老化試驗(yàn)。

2.3 熱壽命評估方法

除了用驗(yàn)證方法進(jìn)行熱老化試驗(yàn)外，熱壽命評估也是一種更為客觀的熱老化試驗(yàn)方法。熱壽命評估首先采用截尾壽命試驗(yàn)的方法獲得設(shè)備或材料在較高溫度下的熱老化數(shù)據(jù)，主要是溫度和熱壽命，然后使用統(tǒng)計方法分析試驗(yàn)數(shù)據(jù)，最后根據(jù)試驗(yàn)數(shù)據(jù)計算設(shè)備或材料在正常溫度下的壽命。

2.3.1 實(shí)施截尾壽命試驗(yàn)

為了得到評估所用的數(shù)據(jù)并保證計算的準(zhǔn)確度，截尾壽命試驗(yàn)需要選擇適量的試驗(yàn)樣本，并在不同的溫度下對試驗(yàn)樣本進(jìn)行熱老化。例如，設(shè)置m個溫度水平，每個溫度水平下有n個樣本，則在Ti（i=1…m）溫度下將第j個樣本的熱壽命的對數(shù)記為Lij（i=1…m，j=1…n）。對m×n個樣本在相應(yīng)的溫度下熱老化至全部失效，期間記錄每個樣本的Ti和Lij。對無法在線監(jiān)測失效狀態(tài)的情況，通過熱老化過程中周期性檢測來確定失效時間。

2.3.2 進(jìn)行數(shù)據(jù)分析

由于具有相同失效模式的熱壽命服從平均概率分布，因此需要對試驗(yàn)所得的數(shù)據(jù)進(jìn)行分析驗(yàn)證，主要的分析方法分為繪圖分析法、計算分析法。

繪圖分析法是根據(jù)在各溫度水平下每個樣本的失效次序，使用公式（10）分別計算各溫度水平下每個樣品的累積失效概率Pij，根據(jù)所有樣本的累積失效概率Pij和熱壽命的對數(shù)Lij在正態(tài)概率坐標(biāo)系中描點(diǎn)。若每個溫度水平下所有的點(diǎn)均能夠連成平直直線，且各溫度水平所連成的直線均能夠相互平行，則說明壽命符合概率分布的特點(diǎn)以及Arrhenius模型的要求，可進(jìn)行熱壽命評估。

計算分析法則是根據(jù)公式（11）和（12）計算在每個溫度水平下所有樣本的熱壽命的對數(shù)的標(biāo)準(zhǔn)方差s，若在每個溫度下熱壽的命對數(shù)的標(biāo)準(zhǔn)方差相等，則同樣說明試驗(yàn)數(shù)據(jù)符合概率分布的特點(diǎn)以及Arrhenius模型的要求。

2.3.3 建立溫度與壽命擬合關(guān)系

建立“溫度—壽命”關(guān)系的方法同樣包括繪圖法和計算法。繪圖法是根據(jù)所有樣本的溫度和熱壽命的對數(shù)值在溫度和熱壽命坐標(biāo)系中描點(diǎn)，并以累計失效率為50%時的熱壽命的對數(shù)為基準(zhǔn)來擬合溫度—熱壽命的對數(shù)直線，該直線即為試驗(yàn)設(shè)備或材料的“溫度—壽命”關(guān)系，將該直線外延到其他區(qū)域即可獲得其他溫度下的熱壽命。

此外，還可采用計算方法來擬合“溫度—壽命”關(guān)系，主要是采用最小二乘法，首先針對所有樣本N=m×n的試驗(yàn)數(shù)據(jù)Ti和Lij，分別計算溫度倒數(shù)的和對數(shù)熱壽命的和以及溫度倒數(shù)與對數(shù)壽命的乘積的和其次使用公式（13）和（14），計算公式（3）中的系數(shù)A和B，將計算值結(jié)果帶入公式（3），即得到設(shè)備或材料的溫度—壽命關(guān)系式，然后根據(jù)該式求在其他溫度下的壽命和活化能。

對于由多種材料組成的設(shè)備，需要針對每種材料按照上述過程進(jìn)行試驗(yàn)、分析、計算并選取最保守的參數(shù)作為整體設(shè)備的最終熱老化參數(shù)。

上述熱壽命評估法屬于統(tǒng)計分析的評估方法，只要符合Arrhenius模型的熱老化機(jī)理便可按照該方法進(jìn)行試驗(yàn)，因此該方法具有普遍適用性。其次，該方法通過截尾壽命試驗(yàn)的方法獲得設(shè)備或材料的溫度和熱壽命數(shù)據(jù)，并根據(jù)該數(shù)據(jù)確定溫度-壽命關(guān)系，因此該方法對具體的設(shè)備或材料具有較強(qiáng)的針對性，能夠確定材料特性。最后，由于是對多個樣本的試驗(yàn)數(shù)據(jù)進(jìn)行統(tǒng)計分析，并采用數(shù)學(xué)擬合的方法對試驗(yàn)數(shù)據(jù)進(jìn)行計算，得到溫度—壽命關(guān)系，因此具有一定的覆蓋性，能夠避免采用單一設(shè)備進(jìn)行驗(yàn)證的不足。綜合上述原因，熱壽命評估法能較為客觀地反映大部分設(shè)備或材料的壽命問題，為核安全設(shè)備的質(zhì)量鑒定提供更客觀、準(zhǔn)確的依據(jù)。

3 總結(jié)

對于不同類型的核電機(jī)組，設(shè)備的技術(shù)要求也不同，例如設(shè)計壽命、運(yùn)行環(huán)境等，因此，在對不同設(shè)備實(shí)施熱老化試驗(yàn)時，不能簡單借鑒其他鑒定標(biāo)準(zhǔn)中推薦的試驗(yàn)數(shù)據(jù)，需要在充分分析參數(shù)適用性的情況下恰當(dāng)?shù)厥褂?。同時，由于新型材料的應(yīng)用以及大量核電設(shè)備的國產(chǎn)化，在沒有合適的試驗(yàn)參數(shù)的情況下，最好采用熱壽命評估的方法對不同設(shè)備或材料實(shí)施熱老化試驗(yàn)，以獲得客觀的試驗(yàn)結(jié)果和材料特性等基礎(chǔ)數(shù)據(jù)。因此，在對核安全設(shè)備進(jìn)行質(zhì)量鑒定的過程中實(shí)施加速熱老化試驗(yàn)時，需要選擇合適的方法進(jìn)行試驗(yàn)，以提供更為客觀的證據(jù)，否則將會因裕量不足而導(dǎo)致可靠性降低或因過度保守而導(dǎo)致成本浪費(fèi)。

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［16］Power Generation Committee of the IEEE Power Engineering Society.IEEE535—2006 IEEE standard for qualification of Class1E lead storage batteries for nuclear power generating stations［S］.New York：The Institute of Electricaland Electronics Engineers，Inc，2007.

［17］Nuclear Power Engineering Comm ittee of the IEEE Power Engineering Society.IEEE382—1996 IEEE standard for qualification of actuators for power-operated valve assemblies with safety-related functions for nuclear power plants［S］.New York：The Institute of Electrical and Electronics Engineers，Inc，1996.

［18］Nuclear Power Engineering Committee of the IEEE Power Engineering Society.IEEE382—2006 IEEE standard forqualification of actuators for power-operated valve assemblies with safety-related functions for nuclear power plants［S］. New York：The Institute of Electrical and Electronics Engineers，Inc，2006.

［19］Nuclear Power Engineering Comm ittee of the IEEE Power Engineering Society.IEEE334—2006 IEEE standard for qualifying continuous duty class1Emotors for nuclear power generating stations［S］.New York：The Institute of Electricaland ElectronicsEngineers，Inc，2007.

［20］Nuclear Power Engineering Committee of the IEEE Power Engineering Society.IEEE383—2003 IEEE standard for qualifying class1E electric cablesand.eld splices for nuclear powergenerating stations［S］.New York：The Institute of Electricaland ElectronicsEngineers，Inc，2004.

［21］Nuclear Power Engineering Committee of the IEEE Power Engineering Society.IEEE317—2003 IEEE standard for electric penetration assemblies in containment structures for nuclear powergenerating stations［S］.New York：The Instituteof Electricaland Electronics Engineers，Inc，1983.

［22］Nuclear Power Engineering Committee of the IEEE Power Engineering Society.IEEE572—2006 IEEE Standard for Qualification of Class1EConnection Assemblies for Nuclear Power Generating Stations［S］.New York：The Institute of Electricaland Electronics Engineers，Inc，2007.

［23］Nuclear Power Engineering Committee of the IEEE Power Engineering Society.IEEE638—1992 IEEE standard for qualification of class 1E transformers for nuclear power generating stations［S］.New York：The Institute of Electrical and ElectronicsEngineers，Inc，1992.

［24］Nuclear Power Engineering Comm ittee of the IEEE Power Engineering Society.IEEE650—2006 IEEE standard for qualification of class 1E static battery chargers and inverters fornuclear powergenerating stations［S］.New York：The Instituteof Electricaland Electronics Engineers，Inc，2006.

［25］Nuclear Power Engineering Committee of the IEEE PowerEngineering Society.IEEE649—2006 IEEE Standard for Qualifying Class 1EM otor Control Centers for Nuclear Power Generating Stations［S］.New York：The Institute of Electricaland Electronics Engineers，Inc，2006.

［26］Power Systems Relaying Committee of the IEEE Power Engineering Society.IEEEC37.105—1987 IEEE standard for qualifying class 1E protective relays and auxiliaries for nuclear power generating stations［S］.New York：The Instituteof Electricaland Electronics Engineers，Inc，1987.

［27］Comm ittee On Qualification ofmechanical Equipment Used In Nuclear Facilities.ASME QME-1-2002 Qualification of active mechanical equipment used in nuclear power plants［S］.New York：The American Society Of Mechanical Engineers，Inc，2002.

TheDiscussion on the ThermalAging TestM ethodsRelated to Nuclear Safety Class'sEquipmentQualification

ZHANGPan，NA Fuli
（Suzhou NuclearPowerResearch Institute，Suzhou215004，China）

For a reasonable thermalageing test in nuclear safety class'sequipmentqualification of nuclear power plant，based on the research on thermalagingmodels，all the common thermalageing testmethods havebeen compared and analyzed.Consequently，a suggestion regarding theselection of the thermalageing testmethods is put forward.

arrhenius；10-degree rule；activation energy；thermalageing

TL38

：A

：1672-5360（2015）02-0068-07

2013-05-20

2014-02-15

張 攀（1984—），男，內(nèi)蒙古呼和浩特人，工程師職稱/學(xué)士學(xué)位，現(xiàn)主要從事民用核安全設(shè)備審評監(jiān)督工作