核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文本
精选核电站设备管理与核安全控制
工作指令、规程、质量安全计划、风险分析、工作流程图
设备维修/试验报告、设备性能趋势分析、故障根本原因分析、经验反馈…
设备管理和维修政策
工作程序
记录/报告
法规和标准
在役检查大纲
试验监督大纲
维修大纲
要素之二：人员培训和资格控制（1/4）
系统化培训方法(SAT)：
授权上岗要求
要素之三：工作过程的六大控制（1/2）
资格控制
材料控制
工作执行前编写程序、工作指令、质量计划和风险分析
文件的准备和工作的实施由授权人员承担
文件控制
使用的材料符合设计基础要求，工具仪器须测试合格
要素之三：工作过程的六大控制（2/2）
实施控制
记录控制
反馈控制
工作结束后将维修检查记录、试验结果整理成标准文件格式后存档备查
核电站设备管理及维修策略（1/2）
设备管理及维修策略
RCM分析优化： 减少规定频度的预防性维修（40%-50%） 运用各种状态监测技术，建立预测性维修系统 提高设备可靠性
以风险为基础的分析优化： 应用这种技术，在役检 查范围缩小60%～80%检查集中在最大应力计算 值和预测疲劳状况的计算 值均为最高的一些地方检查集中在高风险后果的 区域和部位
设备管理及维修策略
核电站设备管理及维修策略（2/2）
9、静夜四无邻，荒居旧业贫。。10、雨中黄叶树，灯下白头人。。11、以我独沈久，愧君相见频。。12、故人江海别，几度隔山川。。13、乍见翻疑梦，相悲各问年。。14、他乡生白发，旧国见青山。。15、比不了得就不比，得不到的就不要。。。16、行动出成果，工作出财富。。17、做前，能够环视四周；做时，你只能或者最好沿着以脚为起点的射线向前。。9、没有失败，只有暂时停止成功！。10、很多事情努力了未必有结果，但是不努力却什么改变也没有。。11、成功就是日复一日那一点点小小努力的积累。。12、世间成事，不求其绝对圆满，留一份不足，可得无限完美。。13、不知香积寺，数里入云峰。。14、意志坚强的人能把世界放在手中像泥块一样任意揉捏。15、楚塞三湘接，荆门九派通。。。16、少年十五二十时，步行夺得胡马骑。。17、空山新雨后，天气晚来秋。。9、杨柳散和风，青山澹吾虑。。10、阅读一切好书如同和过去最杰出的人谈话。11、越是没有本领的就越加自命不凡。12、越是无能的人，越喜欢挑剔别人的错儿。13、知人者智，自知者明。胜人者有力，自胜者强。14、意志坚强的人能把世界放在手中像泥块一样任意揉捏。15、最具挑战性的挑战莫过于提升自我。。16、业余生活要有意义，不要越轨。17、一个人即使已登上顶峰，也仍要自强不息。
秦山核电厂安全电源可靠性分析示范文本
文件编号：RHD-QB-K2476 （安全管理范本系列）编辑：XXXXXX查核：XXXXXX时间：XXXXXX秦山核电厂安全电源可靠性分析示范文本秦山核电厂安全电源可靠性分析示范文本操作指导：该安全管理文件为日常单位或公司为保证的工作、生产能够安全稳定地有效运转而制定的，并由相关人员在办理业务或操作时进行更好的判断与管理。
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1 安全电源的现状核电厂的安全电源是给反应堆专设安全设施等1E级负荷供电，为停堆、安全壳隔离、堆芯冷却、安全壳和反应堆热量导出以及防止放射性物质泄漏的系统设备提供所需的电力。
安全电源是非常重要的电源，要求它非常可靠。
运行安全技术规格书对其运行作了严格的规定，如：交流电源中有一路厂外电和一套柴油发电机组不可运行时，在1小时内执行监测要求(检查断路器控制回路状态指示等)以证实剩余的交流电源的可运行性，并且以后每8小时监测验证一次;须在12小时内至少使不可运行的电源中的一个恢复到可运行状态，否则在此后的6小时内至少处于中间停堆A阶段并且在随后的30小时内降到冷停堆状态。
秦山核电厂的安全电源由6 kV安全I、II段和380 V安全I-IV段组成，它们的上级电源有3个(如图1)：第一电源，启/备变，220 kV秦石2271线路经启/备变给6 kV公用段供电，由6 kV公用段再给安全段供电;第二电源，高压厂变，220 kV秦双2424线路、220 kV秦跃2428线路、本厂发电机经高压厂变供6 kV工作段，6 kV工作段供6 kV公用段，再供6 kV安全段;第三电源(应急电源)，应急柴油发电机，1号、3号柴油发电机分别供6 kV安全I、II 段，2号柴油发电机通过切换可给6 kV安全I、II段供电。
其安全电源供电顺序为：正常运行由第一电源供电;当第一电源不可用时，通过6 kV工作段和公用段的联络开关，把6 kV公用段自动切换到6 kV工作段供电，即转到第二电源供电;当第二电源也同时不可用时，启动应急柴油发电机，自动合闸到6 kV 安全母线，按程序自动带载。
核电站仪控设备老化机理及管理策略
核电站仪控设备老化机理及管理策略卜江涛;毕道伟【摘要】从理论上分析了仪控设备老化对核电站安全性的影响,并据此指出了仪控设备老化管理的关键要素.针对仪控系统涉及的各类传感器、电子元器件、继电器、电缆及连接器等部件的老化机理进行了深入剖析,从实施的角度论述了老化管理的过程和策略,并特别针对电子设备过时淘汰问题进行了讨论.【期刊名称】《发电设备》【年(卷),期】2014(028)003【总页数】5页(P221-225)【关键词】核电站;仪控设备;老化机理;老化管理【作者】卜江涛;毕道伟【作者单位】上海核工程研究设计院,上海200233;上海核工程研究设计院,上海200233【正文语种】中文【中图分类】TM623核电站的系统、构筑物和部件（SSC）因受腐蚀、振动及辐照等影响，性能随服役年数增加而下降，导致核电站安全裕量减小，非计划停堆和设备维修次数增加。
20世纪80年代起，世界核电大国纷纷对核电站老化管理进行了研究，对压力容器、堆内构件及安全壳内电缆的老化机理有了深入了解［1－4］。
目前业界对仪控设备老化管理的认识有一定的片面性。
仪控系统特别是保护和安全系统对核电站安全可靠运行所起的作用无可替代，仪控设备老化对核电站运行经济性同样有重要影响。
我国秦山一期和大亚湾核电站投入运行都已近20年，仪控设备的老化问题日益突出。
总结消化吸收先进国家仪控设备老化管理的经验，有助于提高我国仪控设备的老化管理水平。
1 仪控设备老化总体分析核电站运行环境恶劣，仪控设备尤其是现场测量元件易受温度循环、高压、高湿、振动冲击、腐蚀以及电离辐射的影响发生性能劣化。
不同仪控设备因其安装位置、所处环境以及物理特性不同，老化机理也不尽相同［5－7］。
一般认为仪控设备老化包括物理老化和过时淘汰两个方面。
物理老化是指SSC的物理性能随时间或使用而发生变化的过程；过时淘汰是指物项或系统因厂商停止生产等原因而致使无法通过正常渠道采购的过程［5－6］。
高压电缆安全管理示范文本
高压电缆安全管理示范文本In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of EachLink To Achieve Risk Control And Planning某某管理中心XX年XX月高压电缆安全管理示范文本使用指引：此管理制度资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。
中国石化仪征化纤股份公司动力生产中心，负责公司范围内供电电网的管理。
该供电电网中，10kV电网主要由电缆线路组成，总长度约253km。
为了加强电缆的安全管理，动力生产中心采用了各种管理、技术措施，但仍发生了由于油浸纸绝缘电缆本体接地或相间短路引起的爆炸事故。
通过调研，笔者认为在电缆管理方面应注意以下问题。
1、按现场实际选用电缆型式10年前，公司的10kV高压电缆都选用铝芯油浸纸绝缘铅包钢带铠装麻被电力电缆，型号为ZLQ21型。
油纸绝缘电缆具有优良的电气性能，使用历史悠久，电缆、附件和电缆头的制作工艺等都很成熟，它适宜敷设在土壤中，能承受一定的机械外力，但不能承受大的拉力，且敷设时不允许有超过15m的落差和15D的弯曲半径。
近年来，国内电缆用户对便于运行维护的交联聚乙烯电缆产生了浓厚的兴趣，专家也在DL401-91《高压电缆选用导则》中建议，对6～110kV电网通过技术经济比较后，可因地制宜采用交联电缆。
从仪化近20年的电缆运行和目前国内电缆的使用情况来看，笔者认为：在非高落差、小拐径的地段使用油浸纸绝缘电缆比交联电缆更合理。
1核电厂仪表与控制
核电厂仪表与控制第一章：1.压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统和其他辅助系统组成。
2.核电厂仪表与控制系统的功能可以归纳为三种：监视功能、控制功能、保护功能。
3.控制功能包括：1)反应堆控制系统：包括反应性控制、功率水平控制和功率分布控制。
2)蒸汽旁路排放控制系统：为了解决核岛和常规岛发生功率失配而设置的，它是功率控制系统的辅助系统，在常规岛发生短暂事故时，为了不使反应堆停堆，可将其功率由蒸汽旁路排放系统吸收。
3)稳压器压力和液位调节系统：为了调节维持一回路的工作压力不变，同时能保持一回路内水温和化学成分的均匀性。
4)蒸汽发生器水位调节系统：作用是保证使蒸汽发生器二次侧水位维持在整定值上，以便消除各种扰动，保证二回路系统的正常运行。
5)汽轮机调节系统：通过调节汽轮机进气阀对机组实施功率控制和频率控制等。
4.对安全级设备，必须制定清晰、完整、明确的技术规格书，在设计、制造、安装和运行的全过程都根据此规格书检查仪表及其供电设备。
第二章：1.自动控制是一门理论性很强的工程技术学科，自动控制原理是该学科的基础理论。
所谓自动控制就是在没有人直接参加的情况下，利用控制装置使被控制对象自动地按照预定的规律运行或变化。
2.如果系统的输出量与输入量之间不存在反馈，则叫做开环控制系统。
凡是系统输出量对控制作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。
3.一般闭环控制系统：P94.阶跃相应的几个动态性能指标:调节时间Ts：也称为过度过程时间。
指响应曲线从输入信号开始，到最后进入偏离给定值的误差为±5%（或±2%）范围为Δ，并且不再越出这个范围的时间，记作Ts.调节时间是衡量控制系统快速性指标。
衰减比n和衰减率φ：衰减比表示振荡过程衰减的程度，是衡量过度过程稳定程度的动态指标。
5.前馈控制的原理是：当系统受到扰动时，立即从扰动作用取得信息，并以此通过控制器产生控制作用，以消除扰动时被控制量的影响。
核安全文化体系管理制度示范文本
核安全文化体系管理制度示范文本In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of EachLink To Achieve Risk Control And Planning某某管理中心XX年XX月核安全文化体系管理制度示范文本使用指引：此管理制度资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。
为贯彻“理性、协调、并进”的新核安全观，构建坦诚、公开、透明的核安全文化体系，特制定此制度。
一，院领导带头提升核安全理念。
强化领导层和管理层对核安全的认识和重视程度。
通过言传身教促进辐射工作人员核安全文化的养成，二，强化全员参与意识，使他们能正确理解核安全要求，明确执行规章制度的严肃性，养成一丝不苟的良好工作习惯及寻求一切机会来改善核安全水平的创优精神。
三，健全规章制度。
通过组织学习、现场核查等形式，对发现的问题及时查找分析原因，提出改进措施。
并举一反三，对医院辐射安全管理工作重新梳理，对现行的规章制度进行必要的修订，对发生过的问题能做到防患于未然。
四，制定辐射工作人员安全管理奖惩实施办法。
鼓励辐射工作人员发现并提出安全相关问题，管理人员应及时对问题进行原因分析、处理及纠正，并将结果反馈到相关科室及当事人。
对于及时发现隐患、提出针对性问题和合理化建议的人员给予鼓励措施；对于“弄虚作假”、“违规操作”的人员给予惩戒措施，造成不良后果的，追究当事人和科室负责人的责任。
核电厂关键设备老化管理研究
核 电厂关键设备老化 管理研究
张 圣 王双飞 王青青 张 涛 马沂荩
备。 老化管理研究所推荐 的安全重要设备是其 中一个子集 ， 同时
也包括了一些 电厂寿命重要设备 。 （） ２ 对选定设备 的有效老化机理研究 。①对老化 、 退化过程 的认识 ； ②对老化的监测研究 ， 即怎样在失效前检测 出设备的老 化、 退化 ； ③及 时减缓老化及其影 响的方法研究以确保所要求 的
（） １老化管理设备选择 。 目前虽然所有核电站都有不 同形式 的维护 、 验和检查 大纲 ， 试 这些大纲都有 助于探测 与减缓老化 、 退化 ， 但为 了对不同的电厂设备确定适宜 的老化管理措施 ， 应当
采用一种系统化 的老化管理分类 。将核电站设备分成几个主要 的子集 ：电厂寿命重要设备 、电厂安全重要设备及 电厂其他设
二 、 设 施 老 化 的 概 念 核 核 电站 的 系统 、结 构 或 设 备 由 于 一个 或 几 个 老 化 机 理 的综
安全裕度得 以保持 。老化管理研究通常使用国际上 比较成熟的
分 阶段方法 ， 它可将 注意力集 中于每阶段 的重要的研究任务上 。 跟踪调查相关 的运行经验 ， 深入研究对设备老化 的认识 ， 并确定 在必要时开发有效 、 实用 的监测和减缓设备老化的技术。 对所选 设备的研究 是综合性和系统化的。 （） ３ 老化管理实施 的基础 。 为了在核 电站中有效地进行老化 管理活动 ， 必须在电厂的运行管理中建立并执行老化管理大纲 。
福清核电厂安全壳的老化管理
福清核电厂安全壳的老化管理马谷剑; 陈平【期刊名称】《《核安全》》【年(卷),期】2019(018)001【总页数】7页(P40-46)【关键词】安全壳; 核电厂; 老化管理; 核安全【作者】马谷剑; 陈平【作者单位】福建福清核电有限公司福清 350318【正文语种】中文【中图分类】TM623.8国内二代加压水堆核电厂安全壳厂房为抗震I类、安全2级构筑物，主要包括安全壳主体结构和内部结构。
安全壳厂房是继核燃料包壳、压力容器和密闭的一回路承压系统之后的第三道安全屏障。
根据《核动力厂设计安全规定》(HAF102)[1]中的规定，安全壳的功能是在运行状态及事故工况下屏蔽辐射并且包容放射性物质，保护使其免受外部自然事件和人为事件的影响。
国内核电厂安全壳厂房多数为钢筋混凝土结构，钢筋混凝土虽然是一种耐久性材料，但经验表明，钢筋混凝土构筑物经常受一些因素影响(如设计缺陷、使用劣质材料、施工不当、暴露于侵蚀性环境等)而发生老化降质[2]，特别是由于国内大部分核电厂处于高温高湿的滨海地区，海风和雾气中含有的氯离子极易沉积于构筑物混凝土表面，并向其内部渗透，引起钢筋的锈蚀，进而损害钢筋混凝土构筑物的安全性和可靠性，常见的安全壳老化缺陷见表1。
为确保核电厂安全壳的安全性、完整性，核安全局发布了《核动力厂设计安全规定》《核动力厂运行安全规定》《核动力厂老化管理》等法规导则，要求电厂开展对安全壳全寿期的老化管理，此外安审中心在组织电厂开展十年定期安全评审期间会进一步审查安全壳老化管理的情况，评审结果并作为运行许可证更新能否通过的重要依据之一。
因此，安全壳厂房需要进行有效的老化管理以确保其在全寿期内健康运行，以满足核电厂安全运行的需要。
表1 安全壳老化缺陷及影响Table 1 Aging defects and influence of the containment老化缺陷对安全壳的影响空洞和蜂窝水容易进入,降低结构完整性和强度混凝土穹顶起霜钢筋腐蚀导致强度降低;金属衬里腐蚀穹顶开裂和剥落水易于进入衬里和钢筋带有钢筋束的廊道开裂钢筋腐蚀导致强度降低锚固件预应力降低,锚固件完整性受损脆化,徐变和疲劳在意外荷载或水侵入的情况下,微裂纹可能更容易聚结形成大的裂纹1 安全壳老化管理现状1.1 安全壳老化管理的规定要求国外核电相关机构，如国际原子能机构(IAEA)、美国电力研究协会(EPRI)、美国核管会(NRC)等针对安全壳厂房内钢筋混凝土部件、钢部件和预应力系统已有深入的老化机理研究及分析，并已制定了一些系统性的老化管理大纲，内容包括定期检查、性能试验、监测、预防性以及纠正性维修等，这一系列措施有助于安全壳混凝土构筑物的老化管理。
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核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文本In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of EachLink To Achieve Risk Control And Planning某某管理中心XX年XX月核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文本使用指引：此管理制度资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。
摘要：在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管理文献资料的基础上，介绍了仪控电缆的组成及老化机理，叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等方面的内容，希望对国内开展此项工作有所帮助。
仪控；电缆；老化；安全壳；核电厂Abstract: Based on surveying the documents ofthe management of ageing of in-containmentinstrumentation and control cables used in NPPs, thispaper brieflyintroduces the I&C cable construction anddegradation mechanism, and describessuch aspects as the environmental qualification, condition monitoring methods,life prediction etc. of I&C cable, which, as authors hope, will be helpful forlaunching the research in this field in China.Key words: Instrumentation and Control; Cable; Ageing; Containment; NPP随着核电厂数量的增加及运行时间的延长，核电厂设备的老化效应越来越引起人们的关注，如何对核电厂的老化实施有效管理、确保在役核电厂的安全性和可靠性，引起了国际原子能机构（IAEA）和世界核电大国的严重关注，并已开展了广泛的工作。
作为核电厂安全重要部件之一，安全壳内仪表与控制电缆的老化评估与管理也得到了深入的研究，取得了较多的研究成果。
IAEA和国际主要核能机构已发表了不少专题报告[1]-[4]。
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，但已面临安全壳内仪控电缆的老化问题，随着服役时间的增加，这一问题会更加突出。
目前，国内还没有对安全壳内仪控电缆老化评估及寿命管理的系统研究，笔者在相关文献资料的基础上，介绍核电厂安全壳内仪控电缆老化管理的内容，以期对开展这项工作有所帮助。
1 仪控电缆及其使用环境核电厂包含了成千上万公里不同型号及规格的电缆，这些电缆构成了中压动力回路、低压动力回路、控制回路、仪表回路、接地回路等，表1为双机组核电厂各种回路的分布情况1.1 仪控电缆的用途及组成仪表电缆是一种低压、低容量的电缆，连接各种各样的变送器、传感器，传输数字或模拟信号；控制电缆也是低压、低容量的，应用于控制开关、泵、阀门等的操作机构、继电器和接触器的控制回路。
构成仪控电缆的主要部分有：导体、绝缘材料、屏蔽、护套、多芯导体间的填充物、外部包扎带。
所谓电缆的老化，指的是电缆结构中有机材料的老化。
虽然填充物和外部包扎带也是有机物，但对电缆老化的影响并不大，因此，研究的重点是针对绝缘材料和护套。
电缆所使用的绝缘体和护套的组成是由一些添加剂和填料合成的聚合材料，在核电厂中，仪控回路使用乙烯基、丙烯基合成的橡胶，玻璃纤维，以及以氯磺化聚乙烯、聚乙亚胺等为绝缘材料的电缆。
1.2 仪控电缆的工作环境安全壳内部仪控电缆放置在不同的使用环境下，最重要的影响因素是自然环境，主要是有氧气存在时温度、湿度、核辐照的影响，温度、湿度、核辐照的值应从设计文件中取得。
在正常运行情况下，安全壳内不会受到湿度的影响。
辐照的影响可从相关技术数据中获得，在40年时间内，正常运行情况下，安全壳内辐照的最大累计值为3×107rad。
安全壳内的仪控电缆一般不会受到震动的影响，除非有特殊要求，否则，不考虑由于震动引起的老化问题[5]。
2 电缆的老化机理在现场环境下，电缆的绝缘和护套等聚合物材料随着时间的推移会发生各种缓慢的、不可逆的化学变化和物理变化，这些变化就是电缆的老化过程。
从宏观上来看，表现为材料的延伸率降低，即材料的抗拉强度减弱；护套材料的硬度或抗压模量增大；材料的密度增加；电气性能改变(如介质损耗增加)。
电缆的老化机理可分为影响分子结构的化学老化机理和影响材料混合物成分的物理老化机理。
2.1 化学老化机理（1）高分子链断裂：一个高分子链断裂为2个或多个新链，一般为烷氧基或过氧化根断链，导致物质性质的改变。
（2）交联反应：在2个相邻高分子间共价键的结构发生交联，使原先物质的有效成分减少。
（3）氧化反应：这是一种自由基的链式反应，在氧化反应开始阶段，在温度和辐照的影响下，由于共价键的断裂而产生反应性物质，即自由基，氧化反应既导致断链，又生成交联，这取决于氧化链式反应过程中各阶段的分子运动情况，它随着聚合物中添加剂的不同而不同。
（4）氧扩散控制过程：聚合材料中自由基的初速率大于溶解氧扩散的速率时，老化快慢由氧扩散来控制。
（5）协同效应：当各个环境因素的综合影响大于其各个单一影响之和时，会产生这种效应，如对聚合物而言，既受热，又受到辐照。
2.2 物理老化机理（1）增塑剂蒸发：材料表面的增塑剂向周围的空气中挥发，其留下的空隙又被由材料的核心向表面扩散的增塑剂所填塞，这2种挥发和填塞的分子运动并存，强弱由温度所决定。
（2）增塑剂迁移：在使用增塑材料的多层电缆中，增塑剂在不同材料层间迁移，直到各层材料中的增塑剂达到均衡状态。
3 环境鉴定为了保证电缆的设计裕度，必须采用环境鉴定的方法，通过加速老化试验，模拟电缆在运行寿期末经受设计基准事件，验证电缆可以保证其功能，从而证明电缆在服役期的可靠性能。
许多国家环境鉴定依据的标准是IEEE-323[6]、IEEE-383[7]，前者是针对核电厂所有1E级设备的一个通用的标准，后者叙述了针对1E级电缆的试验方案。
3.1 加速老化试验在正常运行时，湿度、化学物质等对电缆的老化影响很小，加速老化试验是模拟电缆在实际运行中受到的热、辐照等环境因素，表3为主要核电大国进行热老化和辐照老化的试验条件[8]。
不管是热老化还是辐照老化，试验容器都是通风的，这样可以模拟安全壳内氧气的存在。
（1）进行聚合物的热老化，普遍应用Arrhenius方程：ts/ta=exp[Ea/B(1/Ts-1/Ta)]其中：Ts为在役温度，Ta为加速老化温度，ts为对应于在役温度Ts的老化时间，ta为对应于加速老化温度Ta 的老化时间，Ea为活化能，B为波尔茨曼常数。
Arrhenius方程既可用于在给定的测试时间下求取加速老化温度，也可用于在给定的加速老化温度下求取测试时间。
但该方程受制于以下3个条件：老化仅由单一化学反应所引起；就是对同一种材料，在不同的温度范围内，其活化能是不同的；通过在不同温度和时间范围内对材料的样本进行试验，得到诸如老化时间及温度条件的试验参数。
这样，某一材料在一定范围内的时间与温度的对应关系外推至另一范围时，有可能不一定成立。
确定活化能的精确值是加速老化试验的关键，除了通常采用的伸长测量法之外，还有微观量热法、气体分析法、化学发光法等。
（2）对大多数有机材料而言，辐照的影响仅与材料受到的辐照总量有关，而与辐照率及种类无关，这就是等量剂量/等量损伤的模式。
辐照老化采用伽玛源，如钴60，在辐照率不大于1Mrad/hr的情况下，针对正常运行条件，加速老化剂量可达50Mrad。
如果不止一种放射源，则可依此进行试验。
（3）对大部分材料来说，对其进行热老化及辐照老化的试验并没有严格的先后次序，一般来说，先进行热老化试验，再进行辐照老化试验，然后是主管道破裂（MSLB）及失水事故（LOCA）条件下的试验。
在某些情况下，如有氧环境，对于某些材料如PVC制成的护套，加速老化时要考虑辐照率和老化次序的协同效应的影响。
氧气对老化的作用很显著，在试验容器中，要保证氧气的供给。
3.2 设计基准事件试验经过人工老化的电缆应能承受最严重的设计基准事件，如LOCA、HELB、MSLB，在这些事件中，将会受到高能辐照、热的气体或蒸汽、喷水、化学溶液以及其它流体的作用。
下面介绍LOCA试验的情况。
（1）在热老化过程完成之后，电缆需承受整个服役期应受到的辐照加上LOCA时的辐照量，即50Mrad加上150Mrad，辐照速率在1Mrad/hr之内，一般也使用钴60作为放射源。
被照射过的试样在特别设计的压力容器中进行试验，以承受发生设计基准事件时产生的压力、温度、湿度以及喷出的化学物质。
不同种类的反应堆，LOCA的环境条件变化很大，就是在同一个安全壳内，各个部位的LOCA的环境条件也不一样，如果实际情况有所不同，可以做出相应的调整。
（2）在LOCA试验之后，应能承受IEEE-383中规定的耐压试验。
4 状态监测环境鉴定是目前证明核电厂内电缆可以完成其设计使用功能的通用的方法，但是，由于受试验条件的限制以及存在的不确定因素，环境鉴定中的加速老化试验是建立在一些假设条件之上的，因此必然带来一些鉴定结果与实际情况的差异，这就提出了对电缆进行现场监测的要求，以保证其正常运行的能力。
在安全壳内环境下，聚合物首先出现氧化、交联、断链、氢过氧化物分解以及其它的化学结构和分子的变化；化学结构的变化引起物理参数的变化，如分子重量或密度、玻璃转化温度及融点温度、耗氧量及其消耗速度；化学及物理变化会影响绝缘材料的电气性能的变化。
针对这些变化，相应有各种监测的方法[8]。
4.1 针对化学变化的监测方法除了前3种方法可以在现场的电缆上进行测试之外，其余的方法需要从电缆绝缘材料上刮下几毫克的试样，在实验室完成试验。
4.2 针对物理变化的监测方法除了刻压模量法之外，所有其它的方法都是破坏性的，都需要不同大小的样品。
前面2种方法需要将样品中的铜导体去掉，并制成哑铃状的受拉样品。