CAP系列核电用电缆β辐照试验技术研究

邹颖男，严振杰

(国核工程有限公司，上海 200233)

CAP系列核电用电缆β辐照试验技术研究

邹颖男，严振杰

(国核工程有限公司，上海 200233)

区别于中国二代+压水堆电站(CPR)、法国新型三代压水堆核电站(EPR)及美国以往典型压水堆核电站，CAP系列核电用电缆鉴定试验首次增加了贝塔(β)辐照的要求。针对β射线的本质是散射的电子束或电子云，鉴定试验无法对其进行考核的问题，对β射线的特性进行了研究，提出了β辐照试验的鉴定方法。本文重点研究了β射线的破坏机理，通过对比γ射线和β射线的损伤影响，提出了β辐照的试验方案，重点讨论了γ射线和β射线转换方案，通过辐照剂量与断裂伸长率的关系曲线，确定β射线和γ射线的转换关系，为后续电缆开展鉴定试验提供了理论依据。

CAP系列核电站；电缆；β辐照；转换方案；鉴定试验

由于核电厂内工作环境十分复杂，核安全级设备鉴定的要求也不断提高。环境鉴定是设备鉴定的重要内容，三代核电用电缆首次提出了β辐照要求[1]。本文着重介绍了CAP系列核级电缆主要鉴定参数[2]，并对比了二代加以及EPR机型的鉴定要求的差异。β射线[3]的本质是散射的电子束或电子云，自然界中无天然的β源，鉴定试验无法对其进行考核。试验室中可利用电子加速器发射电子束来模拟β辐照，但由于试验装置的限制，仅可用来进行小尺寸试样的试验，无法对电缆进行鉴定试验。基于β射线无法直接用于电缆的辐照老化试验，本文介绍了核电厂内的辐照环境级核辐射的损伤机理，针对CAP系列核电站用电缆的鉴定要求，提出了β辐照的试验方案，重点讨论了γ射线和β射线转换方案。此方案已在在建的AP1000电缆鉴定试验中得到验证，并为后续开展鉴定试验提供了理论依据。

1 β射线损伤机理分析与对比

核电厂内的辐照环境中包括α、β、γ和中子四种辐照射线类型[4]。γ和β射线都是重要的核辐射类型，由于其本身构成不同，对材料的损伤影响通常也需要独立进行评价。γ射线作为电离辐射的一种，能量在几十keV到几个MeV，穿透力强，如常用的60Co放射源衰变放出γ射线。与材料相互作用主要通过光电效应，康普顿效应和电子对效应进行。

β辐照由高能电子构成，β粒子的穿透能力取决于β粒子的能量和吸收材料的密度。β粒子不会很深地穿透材料，β辐照的影响仅限于表面。能量主要通过电离传播，但一小部分作为由吸收材料电子减速产生的轫致辐射传播。因为金属是β辐照的非常有效的屏蔽，如果设备被密封的金属罩所屏蔽，β影响就不重要。然而，因为β辐射源是作为气体或颗粒存在于壳内事故环境中，当通过空气传播的β辐射源传播到未密封的设备里面，设备内部可能被减弱的剂量影响。电缆护套通常被认为是电缆导体绝缘的β屏蔽。β辐照也在空气中衰减，并且在空气中仅是短程的。另外，由于与吸收体原子碰撞导致分散，所以β粒子的路径是不确定的路线(不是直线)(见图1)。

图1 辐射穿透能力对比Fig.1 Contrast of Radiation Penetration Ability

电缆材料在β辐照环境下，连接原子的化学键发生变化[3]。这种现象既可发生在大分子主链，也可发生在支链。结果大分子中产生活性自由基并引发化学反应，其中影响材料性质最基本的反应是交联反应和降解反应。交联指分子间重新形成新的化学键，降解指聚合物分子链发生断裂。实际上，降解反应和交联反应在辐照过程中经常同时存在，最终结果取决于哪一种反应占优。电缆材料在β辐照下，降解起主导作用，并且与辐照能级有关。当电子能量高时，材料的力学性能退化最终趋近100%，完全丧失。当电子能量在一定的范围内时，材料的表面力学性能受到损伤，但整体性能不会完全丧失。

2 CAP系列核电用电缆主要鉴定要求

由于CAP系列核电站的高能管线(一回路冷、热段，二回路主管道)处于或接近的安全壳厂房、主蒸汽隔离阀隔间(辅助厂房)和阀门/管道贯穿件室(辅助厂房)三个区域，这三个区域属于CAP系列核电站的严酷环境区，需考虑高能管线破裂(HELB)的设计基准事故(DBA)[5]。CAP系列核电站的设计基准事故及事故后的周期超过了二代及二代+的事故周期，被定为1年，部分安全级相关的电缆在1年事故周期内仍需执行其安全功能，不能失效。

此外，CAP系列核电站还考虑了事故中的β辐照问题，暴露在事故辐照中的壳内电缆需能承受高剂量/低剂量率的β辐照。而就全球已建电站来看，安全壳内电缆的辐照老化均只考虑采用γ辐照进行试验，尚未考虑β老化的影响。

表1 CAP系列核电用电缆鉴定要求以及与其他机型的差异对比表[6]

3 β辐照试验方案探究

基于两者不同的机制和与物质之间不同的相互作用，而且如果等效γ剂量对电缆没有损坏，这一结果对于β剂量来说是保守的，即等剂量β射线的损伤更小，因此可以用γ剂量来代替进行测试、检查和形成文档报告。

3.1 常规试验方案

目前试验室中通用的做法是以下两种[7]：

(1) 等效模拟法。对于绝大多数的有机材料而言，最常用的辐照老化模型是“等剂量/等破坏效应”模型。这一模型的假设基础是，材料的辐照效应取决于所吸收的剂量，而与辐射源的类型或辐照剂量率无关。若根据这一模型，将β辐照剂量按照1∶1转换为γ累积辐照剂量，再加上事故辐照剂量+10%的裕量。

(2) 电子加速器模拟。试验室中可利用电子加速器发射电子束来模拟β辐照，但由于试验装置的限制，仅可用来进行小尺寸试样的试验。

若利用上述方法(1)，γ累积辐照剂量将达到一个很高的数值，若按此方法试验，较为苛刻，将存在巨大的不可预期风险。若利用上述方法(2)，又无法模拟大尺寸成缆的β辐照试验。

因此，探究材料在一定β辐照剂量和不同γ辐照剂量下的性能变化，得到与该β辐照总剂量造成的等效损伤的γ辐照总剂量是一个比较实际的试验方案。

3.2 β与γ等效替代方案

基于两者不同的机制和与物质之间不同的相互作用。而且如果等效γ剂量对电缆没有损坏，这一结果对于β剂量来说是保守的，即等剂量β射线的损伤更小，因此可以用γ剂量来代替进行测试、检查和形成文档报告。

对护套材料而言[8]，护套需保持机械性能和结构完整性，无需承担任何电气性能，可利用断裂伸长率的保留率作为护套的辐照老化的表征参数。因此，可利用不同剂量的β辐照和γ辐照[9]进行试验对比，以断裂伸长率的保留率作为材料失效的表征参数，寻求两种辐照损伤对于这种特定护套材料的伤害等效关系。

基于此方法，可以将大剂量的β辐照损伤转化为一定剂量的γ辐照。

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3.2.1 样品初始测试

本试验选用电缆材料研制成板材或直接从电缆护套上取样，制成厚度1.5～2.0 mm的标准哑铃片，尺寸如图2所示。

在辐照试验开始前，对每种材料和厚度的样品，取7个作为一组进行机械性能测试，得到其初始断裂伸长率。

图2 标准哑铃试片形状Fig.2 Standard Dumbbell Test Shape

3.2.2 γ射线辐照试验

每种材料和厚度的样品，取7个作为一组，进行累积剂量为3025kGy的γ射线辐照，剂量率不超过10kGy/h。从447kGy开始，到3025kGy结束(或者断裂伸长率为0结束，可参考表2)；对辐照后的样品进行拉伸测试，得到其γ射线辐照后的断裂伸长率。

表2 β射线与γ射线辐照剂量参考取值点

3.2.3 β射线辐照试验

对每种材料和厚度的样品，取7个作为一组，进行累积剂量为3025kGy的β射线辐照，剂量率不超过20kGy/h。从447kGy开始，到3025kGy结束(可参照表2)；对辐照后的样品进行拉伸测试，得到其β射线辐照后的断裂伸长率。

3.2.4 等效计算

针对每一组样品，计算其断裂伸长率[10，11]，绘制辐照剂量-断裂伸长率关系曲线，预计试验结果趋势如图3所示。然后在曲线上取点进行等效计算，每个点的计算出γ射线剂量与β射线剂量的等效关系。最终等效关系取值方案：(1) 以取值点的平均值作为出γ射线剂量与β射线剂量的等效关系；(2) 以3025kGy β射线辐照时的断裂伸长率对应点为等效关系；(3) 以各辐照剂量的等效关系的最大值作为等效关系；(4) 在各个取值点等效值相差较大时，可以取不同点的等效值，最终试验可以分段按照等效关系进行辐照。最终取值由制造方、工程公司和设计院以及相关单位讨论处理。

图3 辐照剂量-断裂伸长率保留率关系曲线(模拟)Fig.3 Irradiation Dose-Breaking Elongation Retention Relationship Curve(Hypothesized)注：由于试验的复杂性，实际趋势未必如上图理想，将基于实际数据，由试验方、样品供应商和设计院讨论数据处理的具体方式；最终以试验条件和数据处理为准。

表3 β射线与γ射线辐照剂量等效计算

4 结论

目前核电站所用的电缆鉴定标准对β辐照的剂量和方法没有提出具体的建议，基于在AP1000项目中的工程经验[12-15]，总结了β与γ等效转换方案，此方案已在AP1000项目中得以验证，并得到各方认可。CAP系列核电站用电缆的极高的技术要求，使得电缆用高分子材料的部分性能已接近或达到极限，因此，上述鉴定试验要求的明确，也将从侧面加快新的高性能电缆用高分子材料的研发。

与此同时，AP1000壳内电缆在各项鉴定试验项目上的重大技术突破，还能为航空、冶金、特种制造、医疗器具等行业用电缆的研发带来了新的启迪。

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ResearchonβRadiationTestProposalofCAPSeriesNuclearPowerPlant’sCables

ZOUYing-nan，YANZhen-jie

(State Nuclear Power Engineering Company，Shanghai 200233，China)

Comparison to China Second Generation plus PWR Nuclear Power Plant(NPP)CPR，France Third Generation of PWR NPP EPR and American used typical PWR NPPs，Beta radiation requirement is firstly required in CAP series NPP for cable qualification. Due to the nature of the β ray is the scattering of the electron beam or electron cloud which is hard to evaluate during the qualification testing，this paper did the research on the characteristics of β ray and proposed a qualification method about β radiation test. This paper mainly studied the damage mechanism of β ray and compared damage impacts between γ ray and β ray. Eventually，β radiation test plan was introduced in this paper. It mainly discussed how to convert β radiation to γ radiation by using the curve of dose and elongation. It will provide a theoretical basis for the following cable qualification tests.

CAP Series Nuclear Power Plant；Cable；β Radiation；Convert Proposal；Qualification Test

2017-09-11

邹颖男(1968—)，女，吉林人，高级工程师，本科，现主要从事第三代核电AP1000项目技术管理与采购管理工作

TM247.1

A

0258-0918(2017)06-0908-05