核电站电缆的老化评估研究

陆永芳， 宋时森， 丁晓青， 仲伟霞， 孙建生

（1.秦山第三核电有限公司，浙江海盐314300；2.上海电缆研究所，上海200093）

核电站电缆的老化评估研究

陆永芳1， 宋时森2， 丁晓青2， 仲伟霞2， 孙建生2

（1.秦山第三核电有限公司，浙江海盐314300；2.上海电缆研究所，上海200093）

通过库存电缆的热老化，研究老化导致电缆护套材料的机械性能、阻燃性能及抗氧化性能的变化，建立老化与性能之间的关联，评估在役电缆的运行状态。

电缆；老化；机械性能；阻燃性；抗氧化性

0 引 言

随着核电厂数量的增加及运行时间的延长，核电厂设备的老化越来越引起人们的关注。我国的秦山、大亚湾核电厂投入运行已有10多年的历史，虽然运行时间不是很长，却已面临安全壳内、外仪控电缆的老化问题，随着服役时间的增加，这一问题将更加突出。

秦山核电在一次日常例行检查中看到，一组控制电缆表面多处出现了大量白色结晶粉末。运行现场进一步查看发现，电缆敷设在室内架设的钢架上，运行环境中不存在腐蚀性气体，运行情况正常，出现异常的电缆都是低压低载型的控制电缆。依照设计规范要求，不管电缆是否使用，电缆的使用寿命都应超过核电站40年的使用寿命。而秦山三期两台机组分别于2002年12月和2003年7月投入商业运行以来，迄今也就运行了10年左右，出现这一现象后该组电缆的运行安全性令人担忧。

由于敷设现场此种电缆没有预留，所以可供截取进行分析研究的样品无法获得。为了研究上述出现异常现象电缆的性能，我们选取了与其型号相同的库存电缆进行老化处理分析。参考国际原子能机构（IAEA）的报告《核电站安全重要部件的老化评估与管理》相关建议，采取热老化的方式对库存电缆进行老化研究。由于异常点出现在电缆护套表面，此处从分析电缆护套的力学性能、阻燃性能、抗氧化性能及压缩模量变化的角度，研究搭建性能老化与老化时间的关系，并利用在役电缆可获得的性能测试参数来探讨出现异常的电缆，评估其运行状态。

1 实验部分

取库存电缆截成20 cm长的小段，参照GB/T 2951.12-2008《电缆和光缆绝缘和护套材料通用试验方法第12部分：通用试验方法 热老化试验方法》，在老化温度设定为（135±2）℃的烘箱中老化。

1.1 试验样品

分别取热老化20天、40天、60天电缆样品进行分析测试。样品的编号及说明如表1所示。

表1 样品编号及说明

1.2 试验方法

就上述样品分别进行了力学性能、阻燃性能、抗氧化性能以及压缩模量的测试。

1.2.1 力学性能

样品1、2、3、4的护套力学性能按照GB/T 2951.11-2008《第11部分：通用试验方法 厚度和外形尺寸测量 机械性能试验》。采用万能材料试验机（Instron 4301），拉伸速率：（250±50）mm/min，得到抗张强度和断裂伸长率。

1.2.2 阻燃性能

样品1、2、3、4的阻燃性能按照GB/T 2406.2-2009《塑料用氧指数法测定燃烧行为 第2部分：室温试验》，直接从护套上取样进行氧指数试验，得到相应样品的氧指数。

样品1、2、3、4采用TGA（209F1，德国耐驰生产），参照GB/T 27761-2011《热重分析仪失重和剩余量的试验方法》分析样品的热稳定性。温度程序：30～600℃，10℃/min，空气气氛，样品质量10 mg左右。

1.2.3 抗氧化性能

样品1、2、3、4、5的抗氧化性能按照 GB/T 19466.6-2009《塑料差示扫描量热（DSC）第6部分：氧化诱导时间（等温OIT）和氧化诱导温度（动态OIT）的测定》，30～300℃，10℃/min，氧气流量，60 ml/min，样品质量7 mg左右，进行试验获得不同样品的氧化诱导温度（OITP）值。

1.2.4 压缩模量

［1］，采用压缩模量分析仪（IPAM）对库存电缆、老化电缆以及在役运行的电缆样品进行压缩模量（IM）测量，每根电缆选取3个测试部位测试，每个部位测量10次，取平均值。

2 实验结果与分析

2.1 机械性能

库存电缆护套未老化及老化样品拉伸试验数据汇总见表2。断裂伸长率与热老化时间的对应关系见图2。由表2可知，样品在135℃老化，随老化时间的延长，电缆护套样品因部分不稳定助剂的挥发，抗张强度略有增大，但当老化进行到 60天即1 440 h后，材料的拉伸强度下降，断裂伸长率降到60%，已经达到未老化样品的50%。

国际上通常用试样原始断裂伸长率的50%作为寿命终点判定指标，参考IEC 60216-2：2005［2］，这里选择初始断裂伸长率（EAB）的50%作为寿命终点判据评定其失效的OITP值和IM值。

表2 库存电缆护套样品的机械性能汇总

2.2 阻燃性能

考虑到电缆护套表面不断析出带结晶水的硫酸镁晶体来自于电缆护套本身，有必要考察护套的阻燃性能。这里通过氧指数来表征阻燃性能的变化，氧指数值越高，表示材料的阻燃性能越好。测试结果见表3。由表3结果可见，该电缆护套样品热老化的结果使得氧指数值升高，阻燃性能似乎变好。

表3 电缆护套样品的氧指数值结果

图1是未老化样品1和热老化样品2、3、4的热失重（TGA）曲线对比。从图1中的曲线可以看出，2、3、4的TGA曲线基本重合，与1的TGA曲线存在一定的差异性。以4为例对比分析热老化对电缆护套热稳定性能的影响。对比1、4的TGA曲线，热老化使得护套的起始热分解温度有所提高，1的起始热分解温度为341.7℃，而2的起始热分解温度有所升高，达346.2℃。再看1和2的DTG曲线（TG对温度的一阶导数曲线，可以更直观地看到材料随温度的升高分解失重的快慢程度），1的第一阶段失重（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。由此可以说明，适当的热处理可去除电缆护套表面的小分子物质，有利于提高护套材料的起始热稳定性，但材料在高于400℃后的热分解加剧。

图1 样品的热失重曲线

综合氧指数和热失重曲线的分析结果可以得知，适当的热处理可以提高电缆护套的热稳定性和阻燃性。

2.3 抗氧化性能

差热扫描量热（DSC）技术是核电站电缆评估的一种常用技术。在核电站电缆状态监测计划中，最大问题来自于运行电缆样品的监控不足和缺少原始的存储电缆。通过DSC技术对聚合物电缆材料微样品的氧化分解开始温度（OITP）的取样测量，可以建立实验室老化与在役电缆性能之间的关联，有效评估在役电缆。OITP值低，材料的抗氧化性能差。样品1、2、3、4、5的OITP的值分别为：257.3℃、238.8℃、229.0℃、219.9℃、249.5℃，从以上数据可以明显看出，随着电缆护套样品在135℃烘箱中老化时间的延长，OITP值减低，护套材料的抗氧化性能劣化。而从在役电缆的微量样品的OITP值可以看出，在役电缆护套材料的抗氧化性能还是比较好的。参照相关研究［3、4］：

式中：ts为剩余使用寿命（年）；tm为在监测时刻的使用寿命（年）；OITPm为在监测时刻的OITP数值；OITPk为寿命终止时的OITP值。

借助上式可以估算电缆以抗氧化性能来判定的使用寿命。将表4的数据代入上式，取OITPi= 257.3℃，tm=10年，OITPm=249.5℃，OITPk= 219.9℃，可以估算出在役电缆的剩余寿命约为40.8年。由于未老化的始点OITPi取的是库存电缆，比实际值可能偏小，从而使得剩余寿命的结果可能偏低，说明在役电缆从抗氧化性能角度分析，护套表面即使出现了异常，材料抗氧化性能依然很好。

2.4 压缩模量（IM）

库存电缆和现场在役电缆的压缩模量测试结果如表4所示。从表4数据可以得知，随着热老化时间的延长，电缆的压缩模量增大，电缆变硬变脆。现场在役电缆的压缩模量为72N/mm，低于135℃老化40天的库存电缆3的压缩模量测试值，表明现场在役电缆从力学性能看也还是安全的。为便于验证不同老化阶段压缩模量与断裂伸长率的对应关系（见图2），将表4的压缩模量结果与表2的断裂伸长率合并作图，图中虚线是现场在役电缆所在的位置。从图2可以看出，其与断裂伸长率（EAB）的老化曲线交接点离EAB失效值还很远，出现异常的在役电缆的力学性能还是安全的。

表4 电缆的压缩模量测试结果

图2 电缆的压缩模量与断裂伸长率的关系

3 结 论

（1）从机械性能、阻燃性能、抗氧化性能角度可以分析热老化给电缆护套样品造成的性能影响，并联系在役电缆的OITP值和IM值评估分析在役电缆的运行状态。

（2）采用DSC技术测量护套OITP的方法以及压缩模量分析仪（IPAM）测试电缆的压缩模量，实验敏感性较大，必须控制相同的实验条件。

（3）若在役试验样品有限，则可采用OITP和IM测量值，结合库存样品老化曲线对在役样品的老化性能进行评估。

参考文献：

［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

陆永芳（1973-），男，高级工程师.

作者地址：浙江海盐县秦山第三核电有限公司技术三处［314300］.