核安全設備鑒定熱老化試驗參數研究

鄭開云， 楊 曉， 陳 智

(上海發電設備成套設計研究院， 上海 200240)

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核安全設備鑒定熱老化試驗參數研究

鄭開云， 楊 曉， 陳 智

(上海發電設備成套設計研究院， 上海 200240)

介紹了核安全設備鑒定熱老化試驗參數確定的基本方法，包括Arrhenius模型和十度規則，以及標準推薦的參數；并以CAP系列核電閥門用1E級電動裝置的鑒定為例，闡述了熱老化試驗參數確定的過程。

核安全設備鑒定； 熱老化； Arrhenius模型； 十度規則； 活化能

根據核安全監管要求，應對擬用于核電站的核安全相關設備開展包括必要的鑒定試驗在內的設備鑒定活動，以證明設備能在正常運行、異常和設計基準事故工況下執行所要求的安全功能。設備鑒定試驗包括進行一系列的老化試驗(或老化處理)，使鑒定設備的樣機到達鑒定壽命末端的狀態[1]，其中包括熱老化試驗。通過熱老化試驗，待鑒定設備樣機在進行設計基準事件模擬試驗前經受等同于設備在正常服役期間由溫度引起的對其材料或結構的退化作用。熱老化試驗可以通過自然老化或加速老化試驗的方法，一般采用后者。對于加速熱老化試驗，在正式開展試驗前，需要通過分析計算過程，確定一套熱老化試驗參數，即試驗溫度和時間的組合，這一過程也要求在鑒定大綱中闡明。

實際開展鑒定試驗時，熱老化試驗參數的確定往往未被充分重視，經常成為鑒定評審活動中被討論甚至質疑的問題。這些問題主要集中在受到熱老化作用的材料或結構顯著熱老化機制的識別、熱老化模型的選取、材料活化能的確定等，特別是對于材料種類、部件結構以及服役條件多樣化的設備，更需要通過慎密的分析方可確定合理可行的試驗參數。筆者對熱老化試驗參數確定中的相關問題進行了論述，并結合工程實踐案例，闡明了熱老化試驗參數的確定過程。

1 顯著熱老化機制分析

熱老化試驗參數確定前需要識別設備的顯著老化機制，可以按照以下的步驟進行分析：

(1) 識別設備中對熱老化敏感的部件。

(2) 確定上述部件材料或結構的(最保守的)服役溫度，包括環境溫度和由于設備運行(通電)引起的溫升。

(3) 可通過理論推導、熱壽命試驗、工程應用實踐等方法預測上述部件材料或結構的服役壽命。

(4) 判斷核電廠服役時間(如60 a)對上述部件材料或結構壽命的影響，識別顯著老化機制。

顯著老化機制的識別可參考核安全設備鑒定標準IEEE 627—2010，同時滿足以下準則：

(1) 正常服役環境的老化機制對異常和設計基準事件服役條件所導致的失效模式有促進作用。

(2) 老化機制對設備執行規范書中所要求功能的能力有負面影響。

(3) 老化機制所導致的退化作用無法通過旨在為設備在監督間隔期間內執行規范書中所要求功能的能力提供可信度的在役檢查或監督活動來評估。

(4) 相對于設計基準事件導致的退化作用，正常服役環境的老化機制在設備設計壽期內所導致的退化作用是顯著的。

通過以上分析，如果斷定正常服役條件下的熱老化作用構成顯著老化機制，那么在鑒定試驗大綱中必須考慮熱老化試驗。由于自然老化試驗周期過長，所以通常采用加速老化試驗的方法，將試樣置于高于服役溫度的環境中，從而縮短試驗的時間。熱老化試驗的兩個關鍵參數，即溫度和時間，需要經過進一步分析計算后確定。

2 熱老化試驗參數確定

2.1 熱老化試驗參數確定原則

總體上，熱老化試驗參數確定需要遵循以下三條原則[2]：

(1) 保溫時間應足夠長(≥100 h)，或者加速因子(服役壽命/熱老化試驗時間)應足夠小(如≤250)。

(2) 試驗溫度應高于設備所有可能的使用溫度，且低于材料的狀態轉變溫度。

(3) 應采用保守的熱老化參數，對于有多種材料或結構組成的設備，取其中較嚴苛的一組參數。

熱老化試驗參數確定的方法主要有：Arrhenius模型、十度規則、標準推薦參數，實踐中也有綜合以上方法的計算結果并選擇其中較嚴苛的一組參數的做法，以便覆蓋更多的鑒定規范或標準的要求。

2.2 Arrhenius模型

早在20世紀40年代，Arrhenius模型就被用于預測材料的老化[3]。該模型適用的前提條件是老化機制由單一的一級化學反應控制，可表示為以下公式：

(1)

或

(2)

式中：T0為服役溫度(絕對溫度)；t0為服役壽期；T1為加速熱老化試驗溫度(絕對溫度)；t1為加速熱老化試驗時間；E為活化能，eV；k為玻爾茲曼常數(8.617×10-5eV/K)。T0應包括設備所處環境溫度以及設備內、外因素造成的溫升。

Arrhenius模型的關鍵參數是活化能，若已知活化能，給定擬選擇的試驗溫度，將其代入式(1)，則可得到所需的熱老化時間。活化能需要事先通過以下的試驗方法或者經驗數據獲得：

(1) 基于試驗結果。

按照IEEE 98、IEEE 101標準，開展熱壽命試驗，從而獲得研究對象在不同溫度點的熱壽命(對應于失效判據)，建立與式(2)相對應的Arrhenius曲線，見圖1。圖1中的橫坐標標尺取-1/T1，縱坐標標尺取lgt1，斜率為-0.434E/k。圖1中的實線對應于試驗曲線，通常取適當間隔的至少3個溫度點，并確保最低溫度點的熱壽命不小于5 000 h，最高溫度點的熱壽命不小于100 h，虛線是試驗曲線的外推。

圖1 Arrhenius曲線

也可從圖1的曲線中直接選定熱老化試驗參數，如若A點對應于實際服役條件，可從A點引一條平行線(圖1中的點劃線)至B點，則B點對應的溫度和時間作為熱老化試驗參數。

(2) 基于活化能經驗數據。

材料供應商往往并不掌握活化能的數據，有待填補這方面的空白。但是，熱壽命試驗費時費力，實際上很少能夠有條件開展這項工作，所以熱老化試驗實施者更傾向于參考活化能經驗數據，也就是在無法獲得活化能數值的情況下，選取一個足夠保守的數值作為待鑒定對象的活化能。

活化能經驗數據可能的來源包括：設備鑒定數據庫，如美國的設備鑒定數據庫(Equipment Qualification Databank，EQDB)；國際知名機構的資料，如美國電力研究協會(EPRI)的報告[4]；標準中的推薦值等。西屋電氣公司AP1000設計控制文件通過統計分析EPRI報告中170種材料以及西屋電氣公司供貨設備的活化能數據，發現EPRI數據中的活化能大于0.4 eV的占95%，而西屋電氣公司數據中大于0.6 eV的占95%，所以推薦0.5 eV的活化能值，這與EPRI手冊中所述也是一致的[2]。但是，0.5 eV的活化能非常小，可能造成熱老化試驗溫度過高或者時間過長，如根據式(1)，可求得50 ℃/60 a服役條件所對應的熱老化試驗參數(見表1)，可見試驗條件相當嚴苛，時間成本也非常高。我國的核電行業往往參考EJ/T 1197—2007標準中的活化能推薦值，即在活化能未知時，可選擇不大于0.8 eV的數值。作為比較，表1也給出了0.8 eV活化能所對應的熱老化試驗參數，可見試驗時間減少一個數量級。由于活化能取0.8 eV時的熱老化試驗參數具有較好的可實施性，實踐也表明絕大多數設備能夠承受這樣的熱老化作用，所以在活化能未知的情況下是比較理想的選擇。

表1 不同活化能的熱老化試驗參數

2.3 十度規則

基于法國RCC系列標準的核電設備鑒定中，熱老化試驗參數的確定依據十度規則[5-6]，其實質是Arrhenius公式的簡化，即

(3)

式中：T為加速熱老化試驗溫度，℃，t為加速熱老化試驗時間，h。

當試驗溫度為135 ℃時，試驗時間為950 h，試驗溫度每降低10 K，試驗時間加倍。

對于給定的服役條件，當材料的活化能較小時，由Arrhenius模型計算的熱老化試驗參數比十度規則計算的熱老化試驗參數更加嚴苛；反之，后者更加嚴苛。

2.4 標準推薦參數

早期的關于核安全設備鑒定的IEEE標準中，也會給出熱老化試驗推薦值，對于適用這些標準的鑒定大綱可以方便地采納。

閥門驅動裝置鑒定標準IEEE 382—1996及更早版本中，給出基于活化能約為0.8 eV的熱老化試驗參數，熱老化參數138 ℃/300 h相當于服役條件40 ℃/40 a。但是需要指出的是，新近修改的IEEE 382—2006標準中已刪除熱老化試驗參數推薦值，應根據Arrhenius模型通過熱壽命試驗確定熱老化試驗參數。

鉛蓄電池鑒定標準IEEE 535中，給出鉛蓄電池的熱老化試驗參數，這些參數源于制造廠的試驗結果，其中IEEE 535—2013(最新修訂版)標準中給出的參數列于表2。筆者根據式(1)計算了活化能值，其中鉛鈣型蓄電池有兩套參數，所對應的活化能略有差異。同時，IEEE 535—2013標準指出，對應于服役時間1 a的熱老化試驗時間應不少于10 d，并以1 d為單位增加，最高試驗溫度71 ℃。

表2 鉛蓄電池熱老化試驗參數

由以上分析可知，IEEE標準推薦的熱老化試驗參數也是基于Arrhenius模型，只不過是標準已將最終的計算結果給出，供鑒定實施者選用。

3 案例分析

3.1 待鑒定設備

閥門電動裝置是核電廠中典型的受熱老化影響的電氣設備，本文以用于CAP系列核電閥門的國產某型1E級電動裝置的熱老化試驗參數確定作為案例。電動裝置的熱老化敏感部件涉及電動機、電氣回路的絕緣部件、機械部件滑潤油脂，以及外殼油漆，包含多種有機材料。由于電動裝置要求達到60 a鑒定壽命，這些有機材料會受到核電廠服役環境的熱老化作用，工程應用和試驗研究表明熱老化的影響不可忽略，因此，鑒定大綱中規定應對電動裝置樣機進行熱老化試驗。

3.2 核電廠環境參數

電動裝置在CAP系列核電廠中的服役環境包括正常運行環境、異常運行環境和設計基準事故環境，熱老化試驗用來模擬正常運行環境和異常運行環境的溫度對電動裝置產生的老化作用。正常和異常環境的溫度參數見表3。

表3 正常和異常環境的溫度參數

3.3 熱老化試驗參數

根據鑒定大綱，對于正常運行環境、第1組異常運行環境、第2組異常運行環境中的66 ℃或以下溫度時間約26 d，采用加速熱老化試驗來模擬，第2組異常運行環境的其他過程采取熱循環試驗來模擬。

電動裝置中有機材料的活化能數值未知，并且難以實施熱壽命試驗。電動裝置樣機油漆已經過核級鑒定，故不在鑒定大綱中考慮，其他有機材料的活化能參考文獻中同類材料的數據[2]，以及標準EJ/T 1197—2007，并按保守原則統一取0.8 eV。給定試驗溫度為138 ℃，由式(1)求得不同運行環境的熱老化試驗參數(見表4)，并且出于保守考慮，運行環境溫度均取最高值。因此，得到電動裝置熱老化試驗參數為138 ℃/1 028 h，實際試驗中還須按照鑒定大綱中對于裕度的要求增加試驗時間。

表4 電動裝置熱老化試驗參數

4 結語

以往我國的二代或二代加核電大多沿用法國核電標準，熱老化試驗參數的確定采用十度規則，由于方法固化，所得到的結果具有確定性，即與設備的選材無關。當前我國正在大力發展AP/CAP系列三代核電技術，采納IEEE 323核電設備鑒定標準的原則和方法，要求熱老化試驗參數的確定遵循Arrhenius模型。應用Arrhenius模型的難點在于活化能，而活化能取決于受熱老化影響的材料或結構的屬性，需要通過熱壽命試驗獲得。需要指出的是，在未知的情況下，選取活化能的推薦數值存在風險，可能不利于鑒定結果的可審查性。

熱老化試驗往往是核電設備鑒定中的首項試驗，試驗參數選擇不當將導致鑒定樣機欠試驗或過試驗，對最終的鑒定結果都具有顛覆性的影響，應引起鑒定實施者的充分重視。作為核電設備鑒定基礎數據的材料活化能對熱老化試驗參數的確定至關重要，還有待于通過行業合作實現有效的數據積累和共享。

[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

上海市核安全設備檢測專業技術服務平臺(16DZ2292800)

鄭開云(1980—)，男，高級工程師，主要從事核電廠安全級設備鑒定試驗研究。

E-mail: zhengkaiyun@speri.com.cn

TM623.4

A

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

核電技術