??????????? 3.2 設計基準事件試驗?
??????????? 經過人工老化的電纜應能承受最嚴重的設計基準事件，如LOCA、HELB、MSLB，在這些事件中，將會受到高能輻照、熱的氣體或蒸汽、噴水、化學溶液以及其它流體的作用。下面介紹LOCA試驗的情況。?
??????????? （1）在熱老化過程完成之后，電纜需承受整個服役期應受到的輻照加上LOCA時的輻照量，即50Mrad加上150Mrad，輻照速率在1Mrad/hr之內，一般也使用鈷60作為放射源。被照射過的試樣在特別設計的壓力容器中進行試驗，以承受發(fā)生設計基準事件時產生的壓力、溫度、濕度以及噴出的化學物質。不同種類的反應堆，LOCA的環(huán)境條件變化很大，就是在同一個安全殼內，各個部位的LOCA的環(huán)境條件也不一樣，如果實際情況有所不同，可以做出相應的調整。?
??????????? （2）在LOCA試驗之后，應能承受IEEE-383中規(guī)定的耐壓試驗。?
??????????? 4 狀態(tài)監(jiān)測?
??????????? 環(huán)境鑒定是目前證明核電廠內電纜可以完成其設計使用功能的通用的方法，但是，由于受試驗條件的限制以及存在的不確定因素，環(huán)境鑒定中的加速老化試驗是建立在一些假設條件之上的，因此必然帶來一些鑒定結果與實際情況的差異，這就提出了對電纜進行現(xiàn)場監(jiān)測的要求，以保證其正常運行的能力。?
??????????? 在安全殼內環(huán)境下，聚合物首先出現(xiàn)氧化、交聯(lián)、斷鏈、氫過氧化物分解以及其它的化學結構和分子的變化；化學結構的變化引起物理參數(shù)的變化，如分子重量或密度、玻璃轉化溫度及融點溫度、耗氧量及其消耗速度；化學及物理變化會影響絕緣材料的電氣性能的變化。針對這些變化，相應有各種監(jiān)測的方法[8]。?
??????????? 4.1 針對化學變化的監(jiān)測方法?
??????????? 除了前3種方法可以在現(xiàn)場的電纜上進行測試之外，其余的方法需要從電纜絕緣材料上刮下幾毫克的試樣，在實驗室完成試驗。?
??????????? 4.2 針對物理變化的監(jiān)測方法?
??????????? 除了刻壓模量法之外，所有其它的方法都是破壞性的，都需要不同大小的樣品。前面2種方法需要將樣品中的銅導體去掉，并制成啞鈴狀的受拉樣品。?
??????????? 在以上各種方法中，延伸率是目前測量聚合物脆裂程度通行的方法，絕對延伸長度50%被認為是試樣是否老化的一個判別依據(jù)。?
??????????? 4.3 針對電氣參數(shù)變化的監(jiān)測方法?
??????????? 不管是化學方法還是物理方法都僅能監(jiān)測電纜局部的狀態(tài)，需要選取幾個不同的部位以評估整根電纜的狀況。電氣試驗則是對電纜的全部進行測量，但在現(xiàn)
??????? 場，電氣試驗需要沿著電纜整個長度有良好的接地端，從而限制了這類方法的使用，另外，電氣試驗對絕緣材料形態(tài)上老化的反應是不敏感的。電氣試驗也有各種方法，如直流絕緣電阻測試法、交流電抗法、局部放電法、介質損耗法等，由于電氣試驗是成熟的方法，不再列表敘述。?
??????????? 上述3種監(jiān)測方法最好具備以下一些條件：結果可重復性、不對被測件造成損害、不妨礙被測件正常工作、不受環(huán)境條件的影響（環(huán)境變化時可做出相應調整）、對老化是敏感的（特別對于初始階段）、對不同的材料及結構有廣泛的適應性、測試設備應是便攜式的、能對整根電纜進行評估、性價比要合理。?
??????????? 自從開始電纜的狀態(tài)監(jiān)測方法研究以來，各國對此進行了大量的研究，取得了很多成果，但每種方法均有其適用性和局限性，一些物理方法，雖然可以應用于所有的材料，但研究結果顯示，某一個方法對某些材料效果好，對某些材料效果就差。各國對檢測方法進行了廣泛的研究，人們試圖能夠找到一種或幾種技術的組合能夠對各種材料構成的電纜都能進行監(jiān)測，但實踐證明，這方面尚沒有獲得成功。?
??????????? 5 預測電纜剩余壽命?
??????????? 對人工老化或自然老化電纜的剩余壽命進行評估是電纜老化研究的一個組成部分，近年來，人們已經研究出了許多方法，這些方法均需要獲得實驗數(shù)據(jù)，有的是通用的，有的則適合某種或某些材料，各種方法均有其限制條件，以下是幾種常用的方法。?
??????????? 5.1 線性模型方法?
??????????? 這種方法基于數(shù)據(jù)的線性擬合，不計協(xié)同效應的影響，實際老化與演繹出來的老化結果會有差異，但由于其簡單化，仍然得到了應用。對熱老化而言，以 Arrhenius方法為例，使用對數(shù)時間對1/T的坐標圖形，可假定線性外推是有效的，即認為該方法在整個溫度和時間范圍內都是可行的。對輻照老化來說，在較低劑量率的情況下，使用時間對累計劑量的關系，通過建立預測曲線，使用線性外推的方法，能夠預測電纜的使用壽命。?
??????????? 但這種方法的缺點也很明顯，在加速熱老化過程中，由于不同活化能之間的相互影響，會使得Arrhenius方法非線性化，大多數(shù)的試驗溫度在PE一類的半晶體聚合物的融化溫度之外，使得試驗失去實際工作溫度的代表性。對加速輻照老化而言，由于在低劑量率和適中溫度的情況下，大多數(shù)聚合物的老化表現(xiàn)為沿壁厚方向的均勻氧化，如果加速試驗的劑量率過高，則會帶來非線性的結果。?
??????????? 5.2 冪定律外推法?
??????????? 該方法利用同一溫度下幾種劑量率確定終點判據(jù)值。依據(jù)以下的公式：?
??????????? DED=KDn?
??????????? 其中，DED是等效損傷劑量，D是輻照率，K為在劑量率為1Gy/hr下，達到終點判據(jù)時的劑量，n是與劑量率相關的系數(shù)，K和n是由試驗得到的材料常數(shù)。則等效損傷時間為：?
??????? TED=KDn-1?
??????????? 該種方法適用于所有的材料，對輻照率不敏感的材料，n取0，對氧化非常敏感的材料，n取0.3。?
??????????? 5.3 以時間為變量的疊加法?
??????????? 該方法將熱老化和輻照老化的數(shù)據(jù)結合起來，產生一系列被乘的轉換系數(shù)，該轉換系數(shù)是溫度及輻照率的函數(shù)，可以用一個半經驗公式得出轉換系數(shù)與老化條件之間的關系。這種方法考慮了輻照率以及輻照和受熱老化協(xié)同效應的影響。該方法適用于不管是熱老化還是輻照老化都僅有一種占主導地位的老化機理的材料。?
??????????? 5.4 終點劑量疊加法?
??????????? 該方法通過疊加方法，產生一些最終點劑量的曲線，最終點劑量是對應于不同溫度的劑量率的函數(shù)，被乘的轉換系數(shù)僅是溫度的函數(shù)，這樣可以和簡單的Arrhenius方程聯(lián)系起來了，該方法適用于不是僅有一種占主導地位的老化機理的材料，對有強烈的輻照率效應的材料也特別有效。?
??????????? 6 結束語?
??????????? 我國在核電廠10年定期評審中規(guī)定，要對核電廠設備的老化進行評價，這就需要進行核電廠安全重要部件之一的儀控電纜的老化管理工作。目前國際上相關機構在該領域已進行了大量的工作，我國核電界應消化吸收并積極跟蹤這方面的先進技術，爭取早日全面開展安全殼內儀控電纜老化評估及壽命管理的工作，以保證核電廠安全可靠地運行。?
??????? 參考文獻?
??????? [1] Pilot Study on the Management of Ageing of Instrumentation and Control?
??????? Cables,?
??????? IAEA-TECDOC-932, Vienna,1997?
??????? [2] Assessment and Management of Ageing of Major Nuclear Power Plant?
??????? Components
???????? Important to Safety: In-Containment Instrumentation and Control Cables, IAEA-TECDOC-1188, Vienna, 2000?
??????? [3] Ageing Management Guideline for Commercial Nuclear Power Plants -Electrical Cable and Terminations, SAND96-0344,&n
??????? bsp;Sandia National Laboratories, 1996?
??????? [4] Survey on Organic Components in NPPs NEA/CSNI/R(98)7, OECD, 1999?
??????? [5] IEEE Guide for Assessing, Monitoring, and Mitigating Aging Effects on Class 1E?
??????? Equipment Used in Nuclear Power Generating Stations, IEEE Std 1205-2000, The Institute of Electrical and Electronic Engineers, 2000?
??????? [6] IEEE Standard for Qualifying Class 1E Equipment for Nuclear Power Generating?
??????? Stations, IEEE Std 323-1983, The Institute of Electrical and Electronics Engineers, 1983?
??????? [7] IEEE Standard for Type Test of Class 1E Electric Cables, Field Splices, and?
??????? Connections for Nuclear Power Generating Stations, IEEE Std 383-1974, The Institute of Electrical and Electronics Engineers, 1974?
??????? [8] Literature Review of Environmental Qualification of Safety-Related Electric Cables NUREG/CR-6384, BNL-NUREG-52480, Brookhaven National Laboratory, 1996?
???????
???????