鄭蘭疆，王廣金，周 天

(中國核動力研究設(shè)計(jì)院，四川 成都 610041)

0 引 言

設(shè)備老化管理與壽命評估是反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學(xué)領(lǐng)域的重要研究方向，老化因素對材料力學(xué)性能的影響直接表征到設(shè)備的各項(xiàng)性能指標(biāo)上，利用設(shè)備性能指標(biāo)進(jìn)行壽命評估具備較強(qiáng)的工程實(shí)際意義。核電廠電氣貫穿件（electrical penetration assemblies，EPA）是安裝在核電廠安全殼上，用于電纜穿越安全殼的1E級專用電氣設(shè)備，在正常和各種事故（包括地震和失水事故）條件下，維持反應(yīng)堆安全殼壓力邊界的完整性和電氣連續(xù)性，防止放射性物質(zhì)外泄，設(shè)計(jì)壽命與安全殼同為60年[1-2]。導(dǎo)體組件作為承載EPA的電氣連接性和密封性能的最關(guān)鍵部件，組件材料在復(fù)雜環(huán)境的長期作用下會發(fā)生緩慢的物理化學(xué)性能退化和力學(xué)性能退化，致使電氣連接性和密封性能變差，因此其老化壽命直接決定了EPA的壽命。導(dǎo)體組件的基本結(jié)構(gòu)如圖1所示，具體是將絕緣包覆導(dǎo)體穿入填充制品內(nèi)，然后在制品外套一個不銹鋼管，通過專用工藝和特殊的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)使其形成致密整體。針對核電廠高分子材料的老化性能研究中，A.Chapiro等[3]對核電站的老化因素進(jìn)行了研究，得知老化因素主要是由熱效應(yīng)、輻照、化學(xué)環(huán)境和機(jī)械應(yīng)力等幾個方面綜合而成。M.D.Chipara等[4]對NBR-EPDM混合橡膠材料在不同輻照劑量率老化性能進(jìn)行研究得出劑量率的影響呈現(xiàn)非線性。R.Clavreul等[5]對硅橡膠的輻照老化性能研究得出小的輻照劑量率對老化有更大的破壞性。V.Placek等[6]對核電站EPDM橡膠的輻照老化和熱老化性能研究得出輻照老化和熱老化試驗(yàn)是一種累積效應(yīng)，先后進(jìn)行或同時進(jìn)行效果基本一致。以上研究都是基于單一材料或零件開展的研究工作，而導(dǎo)體組件作為一復(fù)合功能性部件，不能只用材料的老化性能來進(jìn)行判斷，而應(yīng)該根據(jù)實(shí)際工程應(yīng)用的需求進(jìn)行老化性能的評估，進(jìn)而獲得準(zhǔn)確的老化壽命，這對解決工程實(shí)際具有重要的意義。本文針對核電廠電氣貫穿件的導(dǎo)體組件，設(shè)計(jì)了導(dǎo)體組件的輻照和熱老化壽命試驗(yàn)方案，并開展了試驗(yàn)測試研究。

圖1 導(dǎo)體組件結(jié)構(gòu)示意圖

1 壽命評估目標(biāo)和判斷準(zhǔn)則

1.1 壽命評估目標(biāo)

為完全滿足核電廠的需求，電氣貫穿件的設(shè)計(jì)壽命為60年，因此導(dǎo)體組件的老化壽命應(yīng)滿足60年的壽命要求；導(dǎo)體組件作為復(fù)合性功能部件，按照IEEE317[7]并結(jié)合工程實(shí)際情況確定對導(dǎo)體組件進(jìn)行輻照老化壽命和熱壽命的評估研究。

1.2 失效判斷準(zhǔn)則

電氣貫穿件的主要功能為電氣連接性能和機(jī)械密封功能，密封性能又與導(dǎo)體材料的力學(xué)性能密切相關(guān)，導(dǎo)體組件同時承載以上兩種性能，任何一個功能不滿足要求均可造成電氣貫穿件整體性能的缺失，因此確定樣品在任一老化試驗(yàn)后或老化試驗(yàn)的周期性檢測中的失效判定準(zhǔn)則同時為電氣和密封性能，如表1所示。在表1檢驗(yàn)項(xiàng)目中若有一項(xiàng)不合格，則判斷導(dǎo)體組件失效。

表1 失效判斷準(zhǔn)則

2 輻照老化壽命

輻照老化試驗(yàn)是用來評估被測試樣暴露于模擬60年壽命的設(shè)計(jì)正常工作期限以及一次設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件工作（DBE）期限的γ輻射環(huán)境中，驗(yàn)證試樣遭受輻照老化作用后，其電氣和力學(xué)性能依然滿足要求。

2.1 輻照老化壽命評估的理論基礎(chǔ)

對高分子材料進(jìn)行輻照老化壽命評估的常用方法通常是基于IEC61244-2的圖表法，其主要是在相同溫度條件下對輻照試驗(yàn)數(shù)據(jù)的外推而獲得輻照壽命，這些參與外推的輻照試驗(yàn)數(shù)據(jù)是通過不同劑量率來獲得一個終止劑量，并通過該終止劑量在正常輻照劑量的圖表中外推得到其預(yù)期壽命。另外在國內(nèi)，顧申杰[8]認(rèn)為對于絕大多數(shù)的有機(jī)材料的輻照老化模型為“等劑量/等破壞效應(yīng)”，即材料的輻照效應(yīng)取決于所吸收的劑量，而與輻射源的類型或輻射劑量率無關(guān)，但同時又指出在輻照老化試驗(yàn)中，劑量率應(yīng)控制在0.5～1.0 Mrad/h之間。王福志等[9]在對核電站用1E級電纜的研究中得出輻照試驗(yàn)的劑量率在不超過1.0 Mrad/h的條件下可進(jìn)行不同總劑量的試驗(yàn)。同樣的研究在孫建生等[10]對核電站1E級電纜材料的輻照老化試驗(yàn)研究中得出輻照試驗(yàn)時劑量率不超過1.0 Mrad/h的范圍下，短時間內(nèi)低劑量率和高劑量率影響相當(dāng)。綜合考慮以上因素，導(dǎo)體組件在服務(wù)60年所受的累積劑量可通過核電廠所提供的環(huán)境條件計(jì)算得到，因此要考驗(yàn)導(dǎo)體組件能否達(dá)到預(yù)期壽命，可直接進(jìn)行預(yù)期壽命的輻照劑量試驗(yàn)來進(jìn)行判斷。

2.2 試驗(yàn)樣品和試驗(yàn)參數(shù)確定

電氣貫穿件導(dǎo)體組件的種類規(guī)格多達(dá)20余種，因此在試驗(yàn)時選擇具有代表性的試樣來進(jìn)行，試樣的選取根據(jù)電氣貫穿件的分類（動力、儀控和同軸）來進(jìn)行配置，最終選取規(guī)格型號為同軸、37芯（16 AWG）、9芯（8 AWG）和單芯（500 MCM）導(dǎo)體組件作為試樣。

壓水堆核電站1E級設(shè)備正常工作期限下，安全殼電氣貫穿件60年壽期內(nèi)的累積劑量為7.5 Mrad。一次設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件（DBE）期限下，反應(yīng)堆安全殼內(nèi)側(cè)空氣中的標(biāo)準(zhǔn)累積劑量為60 Mrad。因此電氣貫穿件在60年安裝壽期內(nèi)的設(shè)計(jì)正常運(yùn)行期限以及一次設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件（DBE）的環(huán)境下，最大的輻射累積劑量為67.5 Mrad。同時為提高試驗(yàn)的嚴(yán)酷程度，充分證明導(dǎo)體組件至少能夠在滿足核電廠正常和事故輻照環(huán)境下合格使用60年以上，最終選擇的輻照老化試驗(yàn)劑量為100 Mrad，劑量率范圍為0.5 Mrad/h～1.0 Mrad/h。

2.3 試驗(yàn)結(jié)果

試驗(yàn)在國內(nèi)某權(quán)威輻照研究中心進(jìn)行，試驗(yàn)采用22根Co60靶件均勻排布在輻照孔道周圍形成輻照場，輻照場的平均溫度為64 ℃，平均劑量率為0.88 Mrad/h，γ射線總累積劑量為100 Mrad。試驗(yàn)結(jié)束后試樣外觀無變化，全部試樣均通過了表1所示的各項(xiàng)性能檢測，密封性能的保持說明各材料力學(xué)性能沒有顯著變化。

3 熱壽命

熱壽命試驗(yàn)的目的獲得熱老化壽命模型，再通過該曲線的外推從而得到樣品在不同溫度條件下的老化壽命模型，并為模擬運(yùn)行壽期的加速熱老化試驗(yàn)和壽命快速評定試驗(yàn)提供模型支撐。

3.1 熱壽命評估的理論基礎(chǔ)

常規(guī)法（CA）用來進(jìn)行熱老化壽命的評估已經(jīng)過多年的實(shí)踐表明其符合實(shí)際情況，具有一定的合理性和必要性，結(jié)果應(yīng)用到工程中有一定的可靠性，其最基本原理是Arrhenius方程[11]：

式中：τ——材料壽命；

a——常數(shù)，它與材料的固體振動頻率和本身對化學(xué)反應(yīng)的敏感性有關(guān)；

E——材料的活化能；

R——摩爾氣體常數(shù)；

T——絕對溫度。

該方程表示材料的熱老化壽命的對數(shù)與絕對溫度的倒數(shù)成線性關(guān)系。CA法通常是選擇幾個較高溫度點(diǎn)進(jìn)行性能老化試驗(yàn)，得到對應(yīng)的失效時間，從而確定方程的系數(shù)。

3.2 試驗(yàn)樣品和試驗(yàn)參數(shù)的確定

按照輻照老化試驗(yàn)的選樣原則，同樣選取規(guī)格型號為同軸、37芯（16 AWG）、9芯（8 AWG）和單芯（500 MCM）導(dǎo)體組件作為試樣進(jìn)行熱壽命試驗(yàn)。

按照標(biāo)準(zhǔn)IEEE317的要求，所選擇的溫度點(diǎn)之間的間隔應(yīng)不低于25 ℃，最低溫度點(diǎn)的平均熱壽命應(yīng)大于5 000 h，最高溫度點(diǎn)的失效時間應(yīng)不低于100 h。最終選擇的溫度點(diǎn)為 210 ℃、185 ℃、160 ℃和135 ℃，其中的檢測周期分別為3d、7d、14 d和28 d。

3.3 試驗(yàn)結(jié)果及數(shù)據(jù)處理

將樣品按不同規(guī)格進(jìn)行編號，并將同一試驗(yàn)溫度點(diǎn)下的樣品置于熱老化烘箱中，為準(zhǔn)確模擬設(shè)定的試驗(yàn)條件，該熱老化烘箱的排氣速率、溫度波動應(yīng)滿足GB/T 11026.1—2016《電氣絕緣材料 耐熱性》的要求。按照設(shè)定的檢測周期進(jìn)行如表1所示的基本性能檢測，在檢測時若有一項(xiàng)性能不符合要求，則判定失效。通過對所有樣品在不同溫度下的性能檢測發(fā)現(xiàn)所有類型導(dǎo)體組件在135 ℃下無明顯老化趨勢。對其余3個溫度點(diǎn)，在各老化周期檢測時均發(fā)現(xiàn)性能指標(biāo)有一定程度的降低，失效發(fā)生說明材料的力學(xué)回彈性能受到熱效應(yīng)的影響，且對得到的失效數(shù)據(jù)進(jìn)行分析可知在同一溫度點(diǎn)下，37芯導(dǎo)體組件試樣的老化壽命均比其他規(guī)格試樣的老化壽命值低。因此為保守起見，選擇壽命值最低的37芯導(dǎo)體組件老化數(shù)據(jù)進(jìn)行熱壽命分析，結(jié)果見表2。

表2 37芯導(dǎo)體組件熱壽命試驗(yàn)數(shù)據(jù)

根據(jù)37芯的老化壽命試驗(yàn)數(shù)據(jù)，按照IEEE101[12]對熱壽命試驗(yàn)數(shù)據(jù)統(tǒng)計(jì)分析的要求，進(jìn)行熱壽命評估，其結(jié)果如表3所示。通過試驗(yàn)測試研究，獲得了導(dǎo)體組件的熱壽命方程模型，且相關(guān)系數(shù)為0.993 7，表明回歸方程擬合數(shù)據(jù)的效果很好。

表3 熱壽命方程的回歸分析

最后根據(jù)IEEE101的外推計(jì)算方法，進(jìn)行95%下置信限熱壽命曲線方程的推導(dǎo)，如圖2所示，然后外推得到導(dǎo)體組件在85 ℃時的壽命值為7.2×107h（8 219年），遠(yuǎn)超60年的壽命要求。并進(jìn)一步根據(jù)95%下置信限熱壽命曲線方程推導(dǎo)出導(dǎo)體組件對應(yīng)60年壽命的曲線方程，根據(jù)導(dǎo)體組件60年壽命方程曲線，得知在開展電氣貫穿件鑒定試驗(yàn)中的加速熱老化試驗(yàn)時選擇145 ℃的溫度條件下進(jìn)行408 h即可等效60年熱老化壽命。

圖2 熱壽命特征曲線圖

4 結(jié)束語

本文針對核電廠電氣貫穿件的導(dǎo)體組件，設(shè)計(jì)了導(dǎo)體組件的輻照和熱老化壽命試驗(yàn)方案，并開展了試驗(yàn)測試研究，獲得電氣貫穿件導(dǎo)體組件的輻照老化性能和熱壽命方程模型，綜合研究測試結(jié)果，可以得到以下結(jié)論：

1）導(dǎo)體組件在輻照試驗(yàn)后外觀無明顯變化，各項(xiàng)性能指標(biāo)穩(wěn)定，說明導(dǎo)體組件完全能夠滿足60年輻照老化壽命的要求，且輻照因素對導(dǎo)體組件機(jī)械密封相關(guān)力學(xué)性能指標(biāo)的影響較小。

2）熱壽命試驗(yàn)的導(dǎo)體組件，在進(jìn)行試驗(yàn)的一段時間后，電氣性能和密封性能均有一定程度的降低直到失效，說明熱效應(yīng)對導(dǎo)體組件填充制品材料的力學(xué)回彈性能產(chǎn)生了影響，進(jìn)一步說明了熱效應(yīng)是引起導(dǎo)體組件失效的主要原因。

3）熱壽命試驗(yàn)獲得的熱壽命曲線的線性相關(guān)性較高，符合Arrhenius現(xiàn)象，通過壽命方程模式外推結(jié)果表明導(dǎo)體組件在設(shè)計(jì)正常溫度85 ℃的服務(wù)壽命遠(yuǎn)大于60年壽期的要求。