核安全设备鉴定热老化试验参数研究

郑开云， 杨 晓， 陈 智

(上海发电设备成套设计研究院， 上海 200240)



核安全设备鉴定热老化试验参数研究

郑开云， 杨 晓， 陈 智

(上海发电设备成套设计研究院， 上海 200240)

介绍了核安全设备鉴定热老化试验参数确定的基本方法，包括Arrhenius模型和十度规则，以及标准推荐的参数；并以CAP系列核电阀门用1E级电动装置的鉴定为例，阐述了热老化试验参数确定的过程。

核安全设备鉴定； 热老化； Arrhenius模型； 十度规则； 活化能

根据核安全监管要求，应对拟用于核电站的核安全相关设备开展包括必要的鉴定试验在内的设备鉴定活动，以证明设备能在正常运行、异常和设计基准事故工况下执行所要求的安全功能。设备鉴定试验包括进行一系列的老化试验(或老化处理)，使鉴定设备的样机到达鉴定寿命末端的状态[1]，其中包括热老化试验。通过热老化试验，待鉴定设备样机在进行设计基准事件模拟试验前经受等同于设备在正常服役期间由温度引起的对其材料或结构的退化作用。热老化试验可以通过自然老化或加速老化试验的方法，一般采用后者。对于加速热老化试验，在正式开展试验前，需要通过分析计算过程，确定一套热老化试验参数，即试验温度和时间的组合，这一过程也要求在鉴定大纲中阐明。

实际开展鉴定试验时，热老化试验参数的确定往往未被充分重视，经常成为鉴定评审活动中被讨论甚至质疑的问题。这些问题主要集中在受到热老化作用的材料或结构显著热老化机制的识别、热老化模型的选取、材料活化能的确定等，特别是对于材料种类、部件结构以及服役条件多样化的设备，更需要通过慎密的分析方可确定合理可行的试验参数。笔者对热老化试验参数确定中的相关问题进行了论述，并结合工程实践案例，阐明了热老化试验参数的确定过程。

1 显著热老化机制分析

热老化试验参数确定前需要识别设备的显著老化机制，可以按照以下的步骤进行分析：

(1) 识别设备中对热老化敏感的部件。

(2) 确定上述部件材料或结构的(最保守的)服役温度，包括环境温度和由于设备运行(通电)引起的温升。

(3) 可通过理论推导、热寿命试验、工程应用实践等方法预测上述部件材料或结构的服役寿命。

(4) 判断核电厂服役时间(如60 a)对上述部件材料或结构寿命的影响，识别显著老化机制。

显著老化机制的识别可参考核安全设备鉴定标准IEEE 627—2010，同时满足以下准则：

(1) 正常服役环境的老化机制对异常和设计基准事件服役条件所导致的失效模式有促进作用。

(2) 老化机制对设备执行规范书中所要求功能的能力有负面影响。

(3) 老化机制所导致的退化作用无法通过旨在为设备在监督间隔期间内执行规范书中所要求功能的能力提供可信度的在役检查或监督活动来评估。

(4) 相对于设计基准事件导致的退化作用，正常服役环境的老化机制在设备设计寿期内所导致的退化作用是显著的。

通过以上分析，如果断定正常服役条件下的热老化作用构成显著老化机制，那么在鉴定试验大纲中必须考虑热老化试验。由于自然老化试验周期过长，所以通常采用加速老化试验的方法，将试样置于高于服役温度的环境中，从而缩短试验的时间。热老化试验的两个关键参数，即温度和时间，需要经过进一步分析计算后确定。

2 热老化试验参数确定

2.1 热老化试验参数确定原则

总体上，热老化试验参数确定需要遵循以下三条原则[2]：

(1) 保温时间应足够长(≥100 h)，或者加速因子(服役寿命/热老化试验时间)应足够小(如≤250)。

(2) 试验温度应高于设备所有可能的使用温度，且低于材料的状态转变温度。

(3) 应采用保守的热老化参数，对于有多种材料或结构组成的设备，取其中较严苛的一组参数。

热老化试验参数确定的方法主要有：Arrhenius模型、十度规则、标准推荐参数，实践中也有综合以上方法的计算结果并选择其中较严苛的一组参数的做法，以便覆盖更多的鉴定规范或标准的要求。

2.2 Arrhenius模型

早在20世纪40年代，Arrhenius模型就被用于预测材料的老化[3]。该模型适用的前提条件是老化机制由单一的一级化学反应控制，可表示为以下公式：

(1)

或

(2)

式中：T0为服役温度(绝对温度)；t0为服役寿期；T1为加速热老化试验温度(绝对温度)；t1为加速热老化试验时间；E为活化能，eV；k为玻尔兹曼常数(8.617×10-5eV/K)。T0应包括设备所处环境温度以及设备内、外因素造成的温升。

Arrhenius模型的关键参数是活化能，若已知活化能，给定拟选择的试验温度，将其代入式(1)，则可得到所需的热老化时间。活化能需要事先通过以下的试验方法或者经验数据获得：

(1) 基于试验结果。

按照IEEE 98、IEEE 101标准，开展热寿命试验，从而获得研究对象在不同温度点的热寿命(对应于失效判据)，建立与式(2)相对应的Arrhenius曲线，见图1。图1中的横坐标标尺取-1/T1，纵坐标标尺取lgt1，斜率为-0.434E/k。图1中的实线对应于试验曲线，通常取适当间隔的至少3个温度点，并确保最低温度点的热寿命不小于5 000 h，最高温度点的热寿命不小于100 h，虚线是试验曲线的外推。

图1 Arrhenius曲线

也可从图1的曲线中直接选定热老化试验参数，如若A点对应于实际服役条件，可从A点引一条平行线(图1中的点划线)至B点，则B点对应的温度和时间作为热老化试验参数。

(2) 基于活化能经验数据。

材料供应商往往并不掌握活化能的数据，有待填补这方面的空白。但是，热寿命试验费时费力，实际上很少能够有条件开展这项工作，所以热老化试验实施者更倾向于参考活化能经验数据，也就是在无法获得活化能数值的情况下，选取一个足够保守的数值作为待鉴定对象的活化能。

活化能经验数据可能的来源包括：设备鉴定数据库，如美国的设备鉴定数据库(Equipment Qualification Databank，EQDB)；国际知名机构的资料，如美国电力研究协会(EPRI)的报告[4]；标准中的推荐值等。西屋电气公司AP1000设计控制文件通过统计分析EPRI报告中170种材料以及西屋电气公司供货设备的活化能数据，发现EPRI数据中的活化能大于0.4 eV的占95%，而西屋电气公司数据中大于0.6 eV的占95%，所以推荐0.5 eV的活化能值，这与EPRI手册中所述也是一致的[2]。但是，0.5 eV的活化能非常小，可能造成热老化试验温度过高或者时间过长，如根据式(1)，可求得50 ℃/60 a服役条件所对应的热老化试验参数(见表1)，可见试验条件相当严苛，时间成本也非常高。我国的核电行业往往参考EJ/T 1197—2007标准中的活化能推荐值，即在活化能未知时，可选择不大于0.8 eV的数值。作为比较，表1也给出了0.8 eV活化能所对应的热老化试验参数，可见试验时间减少一个数量级。由于活化能取0.8 eV时的热老化试验参数具有较好的可实施性，实践也表明绝大多数设备能够承受这样的热老化作用，所以在活化能未知的情况下是比较理想的选择。

表1 不同活化能的热老化试验参数

2.3 十度规则

基于法国RCC系列标准的核电设备鉴定中，热老化试验参数的确定依据十度规则[5-6]，其实质是Arrhenius公式的简化，即

(3)

式中：T为加速热老化试验温度，℃，t为加速热老化试验时间，h。

当试验温度为135 ℃时，试验时间为950 h，试验温度每降低10 K，试验时间加倍。

对于给定的服役条件，当材料的活化能较小时，由Arrhenius模型计算的热老化试验参数比十度规则计算的热老化试验参数更加严苛；反之，后者更加严苛。

2.4 标准推荐参数

早期的关于核安全设备鉴定的IEEE标准中，也会给出热老化试验推荐值，对于适用这些标准的鉴定大纲可以方便地采纳。

阀门驱动装置鉴定标准IEEE 382—1996及更早版本中，给出基于活化能约为0.8 eV的热老化试验参数，热老化参数138 ℃/300 h相当于服役条件40 ℃/40 a。但是需要指出的是，新近修改的IEEE 382—2006标准中已删除热老化试验参数推荐值，应根据Arrhenius模型通过热寿命试验确定热老化试验参数。

铅蓄电池鉴定标准IEEE 535中，给出铅蓄电池的热老化试验参数，这些参数源于制造厂的试验结果，其中IEEE 535—2013(最新修订版)标准中给出的参数列于表2。笔者根据式(1)计算了活化能值，其中铅钙型蓄电池有两套参数，所对应的活化能略有差异。同时，IEEE 535—2013标准指出，对应于服役时间1 a的热老化试验时间应不少于10 d，并以1 d为单位增加，最高试验温度71 ℃。

表2 铅蓄电池热老化试验参数

由以上分析可知，IEEE标准推荐的热老化试验参数也是基于Arrhenius模型，只不过是标准已将最终的计算结果给出，供鉴定实施者选用。

3 案例分析

3.1 待鉴定设备

阀门电动装置是核电厂中典型的受热老化影响的电气设备，本文以用于CAP系列核电阀门的国产某型1E级电动装置的热老化试验参数确定作为案例。电动装置的热老化敏感部件涉及电动机、电气回路的绝缘部件、机械部件滑润油脂，以及外壳油漆，包含多种有机材料。由于电动装置要求达到60 a鉴定寿命，这些有机材料会受到核电厂服役环境的热老化作用，工程应用和试验研究表明热老化的影响不可忽略，因此，鉴定大纲中规定应对电动装置样机进行热老化试验。

3.2 核电厂环境参数

电动装置在CAP系列核电厂中的服役环境包括正常运行环境、异常运行环境和设计基准事故环境，热老化试验用来模拟正常运行环境和异常运行环境的温度对电动装置产生的老化作用。正常和异常环境的温度参数见表3。

表3 正常和异常环境的温度参数

3.3 热老化试验参数

根据鉴定大纲，对于正常运行环境、第1组异常运行环境、第2组异常运行环境中的66 ℃或以下温度时间约26 d，采用加速热老化试验来模拟，第2组异常运行环境的其他过程采取热循环试验来模拟。

电动装置中有机材料的活化能数值未知，并且难以实施热寿命试验。电动装置样机油漆已经过核级鉴定，故不在鉴定大纲中考虑，其他有机材料的活化能参考文献中同类材料的数据[2]，以及标准EJ/T 1197—2007，并按保守原则统一取0.8 eV。给定试验温度为138 ℃，由式(1)求得不同运行环境的热老化试验参数(见表4)，并且出于保守考虑，运行环境温度均取最高值。因此，得到电动装置热老化试验参数为138 ℃/1 028 h，实际试验中还须按照鉴定大纲中对于裕度的要求增加试验时间。

表4 电动装置热老化试验参数

4 结语

以往我国的二代或二代加核电大多沿用法国核电标准，热老化试验参数的确定采用十度规则，由于方法固化，所得到的结果具有确定性，即与设备的选材无关。当前我国正在大力发展AP/CAP系列三代核电技术，采纳IEEE 323核电设备鉴定标准的原则和方法，要求热老化试验参数的确定遵循Arrhenius模型。应用Arrhenius模型的难点在于活化能，而活化能取决于受热老化影响的材料或结构的属性，需要通过热寿命试验获得。需要指出的是，在未知的情况下，选取活化能的推荐数值存在风险，可能不利于鉴定结果的可审查性。

热老化试验往往是核电设备鉴定中的首项试验，试验参数选择不当将导致鉴定样机欠试验或过试验，对最终的鉴定结果都具有颠覆性的影响，应引起鉴定实施者的充分重视。作为核电设备鉴定基础数据的材料活化能对热老化试验参数的确定至关重要，还有待于通过行业合作实现有效的数据积累和共享。

[1] Nuclear Power Engineering Committee of the IEEE Power Engineering Society. IEEE standard for qualifying class 1e equipment for nuclear power generating stations: IEEE Std.323—2003[S]. New York,USA: The Institute of Electrical and Electronics Engineers, Inc., 2003.

[2] TOMAN G. Plant support engineering: nuclear power plant equipment qualification reference manual, revision 1[R]. Palo Alto,USA: Electric Power Research Institute, Inc., 2010.

[3] DAKIN T W. Electrical insulation deterioration treated as a chemical rate phenomenon[J]. Transactions of the American Institute of Electrical Engineers, 1948, 67(1): 113-122.

[4] CARFAGNO S P, GIBSON R J. A review of equipment aging theory and technology[R]. Palo Alto,USA: Electric Power Research Institute, Inc., 1980.

[5] French Association for Design, Construction and in-Service Inspection Rules for Nuclear Island Component. Design and construction rules for electrical equipment of nuclear islands: RCC-E—2005[S]. Paris: French Association for Design, Construction and in-Service Inspection Rules for Nuclear Island Component, 2005.

[6] French Association for the Design and Construction Rules for the Equipment of Electro-nuclear Boilers. Qualification procedure of electrical equipment installed in the containment of pressurized water reactor under accident conditions: NF M64-001—1991[S]. Paris: Association Francaise de Normalisation, 1991.

Investigation on Thermal Aging Test Parameters for Nuclear Safety Related Equipment Qualification

Zheng Kaiyun, Yang Xiao, Chen Zhi

(Shanghai Power Equipment Research Institute, Shanghai 200240, China)

An introduction is presented to the methodology of determination of thermal aging test parameters for nuclear safety related equipment qualification, including the Arrhenius model, ten-degree rule and the parameters recommended in relevant standards. Taking the qualification of class 1E electric actuator for CAP series nuclear power valves as an example, an illustration is performed to the procedure of determination of the thermal aging test parameters.

nuclear safety related equipment qualification; thermal aging; Arrhenius model; ten-degree rule; activation energy

2016-06-12；

2016-07-07

上海市核安全设备检测专业技术服务平台(16DZ2292800)

郑开云(1980—)，男，高级工程师，主要从事核电厂安全级设备鉴定试验研究。

E-mail: zhengkaiyun@speri.com.cn

TM623.4

A

1671-086X(2017)02-0110-04

核电技术