核电站用1E级电缆热老化寿命研究_任虹光_沈智飞_刘浩_宋强_刘文静
核电站燃料厂房电缆火灾共模的模拟
41电力安全技术第23卷(2021年第3期)核电站燃料厂房电缆火灾共模的模拟杨 煦，张 建，贺群武，徐 婧(苏州热工研究院有限公司，江苏 苏州 215004)Simulation Research of Common Mode Fire of Cables in the Fuel Building of Nuclear Power PlantYANG Xu, ZHANG Jian, HE Qunwu, XU Jing(Suzhou Nuclear Power Institute Co., Ltd., Suzhou 215004)〔摘 要〕 核电站内单一的火灾事故不会导致核电站用于安全停堆的A，B列同时失效是我国二代及以上堆型机组的安全要求。利用Fire Dynamics Simulator (FDS)对某第二代核电站的燃料厂房电缆桥架房间进行三维建模和模拟，计算分析了电缆火灾的动态演变过程及其安全后果。计算结果表明，部分A列电缆燃烧会导致其余A列电缆以及部分B列电缆在120 s内被引燃，导致A，B列同时失效，因此该区域存在火灾共模风险。建议设置实体防火屏障，以避免电缆火灾导致更为严重的火灾事故。〔关键词〕 核电站；电缆火灾；火灾共模；温度分析Abstract: That a single fire accident in a nuclear power plant will not lead to the simultaneous failure of both A and B trains used for safe shutdown of a nuclear power plant is the safety requirement for the country’s nuclear power plants of 2nd generation reactor types and above. This article uses Fire Dynamics Simulator (FDS) to perform 3-D modeling and dynamic simulation of the cable tray room in the fuel building of a 2nd generation nuclear power plant, and analyze the dynamic evolution process of cable fire and its safety consequences. The calculation results show that the burning of partial cables of A train will cause the remaining cables of A train and some cables of B train to be ignited within 120 s, causing simultaneous failure of both trains, therefore there exists a common mode fire risk in this area. It is recommended to set up a physical fire barrier to prevent cable fire from causing more serious fire accidents.Key words: nuclear power plant; cable fire; common mode fire; temperature analysis中图分类号:TM623 文献标识码:A 文章编号:1008-6226 (2021) 03-0041-04以及分析火灾是否会造成厂房内的电缆不可用，以保证在事故工况下安全重要功能得到执行，并且机组能够实现安全停堆。FDS软件是由美国国家标准研究所(NIST)的建筑与火灾研究实验室(BFRL)开发的以大涡模拟(LES)为基础的三维计算流体动力学(CFD)软件。该软件采用数值方法求解受火灾浮力驱动的低马赫数流动的N-S方程,从而计算火灾中的烟气扩散和热传递的过程，模拟火灾湍流的演变。该软件广泛应用于森工安全等火灾安全工程领域，其计算结果的准确性已经得到大量试验的验证，NRC也对0 引言压水堆核电厂对核岛厂房划分防火分区，以保证火灾引发的事故工况不会导致执行重要安全功能的两列设备同时失效，从而确保在事故工况下实现安全停堆。国内部分第二代核电站由于原设计采用的防护标准比较低，燃料厂房部分区域不满足最新版RCC-I的相关防火要求。如果存在电缆共模的厂房内发生火灾，可能会导致两列电缆同时失效，造成安全系列的安全重要设备无法执行其安全功能。因此，有必要研究燃料厂房内火灾的演变过程，第23卷(2021年第3期)电力安全技术
运行多年RTV涂料绝缘子表面涂层老化分析研究
第25卷 第9期 中 国 电 机 工 程 学 报 Vol.25 No.9 May 2005 2005年5月 Proceedings of the CSEE ©2005 Chin.Soc.for Elec.Eng.
文章编号：0258-8013（2005）09-0158-06 中图分类号：TM852 文献标识码：A 学科分类号：470·40
运行多年RTV涂料绝缘子表面涂层老化分析研究
高海峰1，贾志东2，关志成2
（1．清华大学电机系，北京市 海淀区 100084；2．清华大学深圳研究生院，广东省 深圳市 518055）
AGING STUDY ON RTV COATING COVERED ON INSULATORS
AND ENERGIZED FOR MANY YEARS
GAO Hai-feng1，JIA Zhi-dong2，GUAN Zhi-cheng2
（1. Department of Electrical Engineering, Tsinghua University, Haidian District, Beijing 100084, China；
2. Graduate School at Shenzhen, Shenzhen 518055, Guangdong Province, China）
ABSTRACT: Room Temperature Vulcanized (RTV) silicone rubber coating can prevent pollution flashover accident from happening, and it has been widely used in China. Lots of sample insulators are taken down from transmission lines in Tianjin directly without cleaning, then the hydrophobicity classes of samples are investigated and their electrical performances are compared with new RTV coated insulators and porcelain insulators. Then Fourier Transform Infrared Spectroscopy (FTIR) is employed to investigate the inherent property change of coating and influence by pollution source. Based on all results, the using life of RTV coating is suggested by a new way, Thermogravimetry (TG) analysis, which suggests the different using life in different places.
基于加速老化试验的反应堆保护系统（RPR）关键敏感设备（CCM）可靠性评估及老化分析研究
基于加速老化试验的反应堆保护系统（RPR）关键敏感设备（CCM）可靠性评估及老化分析研究
摘 要某核电站反应堆保护系统（以下简称RPR）采用日本三菱MELTAC N+平台数字化DCS产品，其电子板卡已投入运行10余年，部分元器件的失效率明显上升。PIF卡、隔离卡等重要CCM（关键敏感重要设备）板件作为系统的核心部件，其剩余寿命决定了维修策略及系统可靠性。
为准确评估PIF卡、隔离卡等重要CCM板件的剩余寿命及可靠性水平，并为其提供维修保养的策略依据，该核电站与中国赛宝实验室（以下简称“赛宝”）开展了CCM重要板件剩余寿命评估及短寿命元器件识别的合作。项目拟通过调研分析、寿命风险点识别、寿命老化/退化机理和主要敏感应力分析、加速寿命试验等手段，实现剩余寿命评估。
本文对PIF卡及隔离板卡的特征部件进行识别，并利用物理与化学手段对老化机理进行分析、确认，最终提取板卡的典型寿命部件及老化机理。同时，通过对已上电使用8年的PIF卡和隔离卡进行加速老化试验（选用了潮热加电试验和温循试验，加速电子元器件电化学腐蚀），最大程度上实现了元器件的加速老化。最终得出PIF卡和隔离卡剩余寿命预估大于17.3年。基于老化试验分析、内外部经验反馈、厂家建议、故障影响分析等，优化PIF卡、隔离卡等CCM板件的预防性维修策略。
关键词核级DCS；老化试验分析；PIF卡；隔离卡；剩余寿命；
0 引言
可靠性研究起源于第二次世界大战期间，随着现代科学技术的发展，工业和军用产品的性能、精度等参数日益提高，结构日趋复杂，工作环境条件愈加严酷，产品的可靠性问题越来越突出。在现代生产中，可靠性技术已贯穿于产品的开发研制、设计、制造、使用、维修保养等各个环节。如何快速、有效、精准地评估产品的可靠性是可靠性工程领域长期致力于解决的实际应用问题。
传统的可靠性评估方法依赖于失效数据，而由于科技的进步，产品的可靠性越来越高，寿命越来越长，在相对短期内无法获得足够的失效数据，因而传统的可靠性理论具有一定的局限性。基于性能参数退化的可靠性研究始于上世纪七十年代，Gertsbackh和Kordonskiy第一次提出基于性能退化数据的可靠性分析研究的意义和价值，直到上世纪90年代才逐渐引起国内外学者与工程技术人员的重视，目前已逐渐发展成为可靠性学科的新研究趋势。
核电厂老化管理与寿命评估的技术开发和应用(728窦一康)
1 核电厂老化管理与寿命评估的技术开发和应用
窦一康
上海核工程研究设计院核电厂设备评估与寿命工程技术中心，200233
摘要：核电厂老化与寿命管理正日益成为核电厂业主、核安全监管部门、核电厂技术支持单位所关注的问题，运行核电厂老化管理相关的各项活动正在积极开展，各研究设计单位在大力开展相关研究开发的同时积极为电厂提供各类服务，核安全监管部门也在酝酿制定老化管理相关的监管要求。本文从技术支持单位的视角出发，在对国际上建立老化管理核安全监管要求的背景情况作简要介绍的基础上，介绍了上海核工程研究设计院在核电厂老化管理与寿命评估方面的技术开发和应用，以及在此过程中的体会，最后对如何建立和完善我国核电厂老化管理监管体系提出一些建议。
关键词：老化管理、监管体系、技术开发、定期安全审查、建议
1 背景情况
核电厂能否安全、可靠、稳定、经济地运行是世界核工业界普遍关注的问题，而运行核电厂设备的状态是安全性能的直接反映。随着世界上二十世纪六、七十年代建造的核电厂逐步进入寿命后期，由核电厂设备老化引起的核安全问题日愈成为公众注意的焦点。从核安全监管的角度出发，对核电厂老化管理应遵循的原则、可参照的导则、如何对核电厂设备的实际安全裕度进行评估、如何开展核电厂老化管理以及如何对核电厂的老化管理进行审查等给出一系列管理规定，将有助于推进核电厂老化管理工作的系统化、规范化地开展，并提高运行核电厂的核安全水平；从业主的角度出发，如何在满足老化管理相关的核安全监管要求、保证核安全的前提下，通过有效的寿命/健康管理使核电厂的寿命得以延长，进而最大限度地获得投资回报是应给予充分考虑的问题。因而，近年来，核电厂设备的状态评估、老化管理以及电厂的寿命管理得到各主要核工业国家和国际组织的重视。美国、日本、法国、国际原子能机构(IAEA)等从评估手段的建立、评估方法的开发应用、检测方法的提高和系统化老化管理方法的推广应用等不同的方面开展或促进了很多相关科研课题，试图从中获得带有普遍性的经验，以推广到各运行核电厂。各主要核电发达国家开展核电厂老化管理研究和应用有以下特点：1）有完善的运行、维护和设备评估经验反馈体系；2）有完善的状态监测体系；3）推行系统化的老化管理过程；4）有完善的数据库管理系统；5）有外部技术支持单位直接参与核电厂设备评估和寿命管理活动；6）核安全监管部门直接介 2 入，并在法规、导则的制定等方面起主导作用。
31000核电站1E级电缆技术特性分析
ＡＰ １ ０００核电站１ Ｅ级电缆技术特性分析
唐沸涛 ，朱飞飞 ，严振杰。
（１．中国中原对外工程有限公司，上海２００２３３；２＿国核ｘ．ｆｚ有限公司，上海２００２３３）
摘要：１Ｅ级电缆主要用于ＡＰ１０００核电站运行的电力、控制、监测信号及数据传输，对比第三代与第二代核电１Ｅ级电缆的技术特
点，从寿命、结构、材料、试验出发，分析其性能和环境测试要求。
关键词：核电站；１Ｅ级；电缆；技术特性；ＡＰ１０００ ＤＯＩ：１０．１６６２１／ｊ．ｃｎｋｉ．ｉｓｓｎｌ００１—０５９９．２０１７．０４．０２
中图分类号：ＴＭ６２３ 文献标识码：Ｂ
１ ＡＰ１０００核电站用电缆简介 电缆是核电站电气和控制系统的核心连接部件，主要包括
低压动力电缆，控制电缆，中压电缆以及仪表电缆等，分布于核
反应堆厂房、核辅助厂房、附属厂房、汽轮机厂房。１Ｅ级电缆除
用于电机和其他设备（如测量控制仪表，阀门、盘、空调柜等）配
电外，还用作照明系统供电，仪表和控制装置供电或信号控制、
联锁和监测等，在电缆总量中所占比例较大。ＡＰ１０００核电站采
用非能动技术后，使系统简化，工艺布置简化，施工量减少，工期
缩短，极大降低了发生人因错误的可能性。由于减少了安全支持
系统，大幅减少了安全级设备、材料等，与第二代核电站相比安
全级电缆减少约７０％。大大降低了堆芯熔化和放射性物质释放
的风险，安全性能显著提高，设计寿命也从４０ ａ增到６０ ａ，但
对电缆的要求也随之增加。
２差异性分析 工作寿命为６０ ａ的ＡＰ１０００核电站１Ｅ级电缆，不仅继承了
第二代核电站１Ｅ级电缆的基本特ｌ生，如低烟、无卤、阻燃、可靠的
使用寿命、热稳定Ｊ生、化学稳定性和抗辐射性能等，还具备了能适
应环境要求更复杂、系统设计参数更高，试验标准更严格等特点。
２．１核电站用１Ｅ级电缆的划分
１Ｅ级是指核电站电气设备的安全分级中的安全级，根据不
同的标准体系有其不同的划分方法。
核电站1E级直流断路器抗震试验研究
核电站１Ｅ级直流断路器抗震试验研究
田海松，杨立树，钟质飞
（中科华核电技术研究院有限公司，广东深圳，５１８１２４）
摘要：本文介绍了１Ｅ级直流断路器抗震试验的目的、试样选择、试验设备，重点介绍了试验 中所采用的人工模拟加速度时程及其响应谱，试验过程以及抗震试验后的电气性能检查试验。
本研究可为直流断路器的设计提供依据，对核级设备的抗震鉴定试验也具有一定的借鉴意义。 关键词：１Ｅ级设备；断路器；抗震试验；鉴定
１前言
在压水堆核电站中．应用在直流系统中的核 级直流断路器属于１Ｅ级Ｋ３类设备。机组正常运行
状态下．直流断路器为电站各系统的过程控制、保 护、报警、控制仪表提供所必需的２３０Ｖ，１２５Ｖ，４８Ｖ 或３０Ｖ直流电源。在安全停堆地震载荷下，１Ｅ级直
流断路器应保持原有的工作状态，并能根据运行 要求进行分合闸操作，确保安全供电。ｌＥ级直流断
路器必须通过抗震鉴定，以验证其在安全停堆地 震载荷下能够保持结构完整性和功能完整性。
２试验目的和试验要求
２．１ 试验目的 １Ｅ级直流断路器抗震试验的主要目的是确
定断路器的自振频率、振型、阻尼等振动参数和地 震反应，考核断路器的刚度（变形）、强度和位移，
验证断路器在地震载荷的作用下能否正常工作， 保持其完整性和可运行性，以履行其安全功能。
２＿２试验要求 电气设备的抗震鉴定一般来说可以采用分
析、试验、试验与分析相结合以及经验数据等４种 方法进行。此次１Ｅ级直流断路器的抗震鉴定试验，
利用地震模拟振动台人工合成地震波的试验方法 进行抗震鉴定。
具体试验内容和要求如下：
１）验证直流断路器在地震作用过程中及其之 后的结构完整性： ２）测试直流断路器的自振频率；
３）对直流断路器进行５次ＯＢＥ（运行基准地
震）考核试验．１次ＳＳＥ地震（安全停堆地震）考核试 验： ４）在抗震试验前和抗震试验后对直流断路器
进行性能测试。
３试验样品和试验设备
３．１ 试验样品
第三代核电站用电缆绝缘热寿命试验研究
２０１１年第６期 Ｎｏ．６ ２０１１ 电线电缆 Ｅｌｅｃｔｒｉｃ Ｗｉｒｅ＆Ｃａｂｌｅ ２０１１年ｌ２月 Ｄｅｃ．，２０１１
第三代核电站用电缆绝缘热寿命试验研究
王怡瑶， 贺金红， 陈媚玉， 武宇波， 魏莹莹， 范克俭
（上海电缆厂有限公司，上海２０００９３）
摘要：处于世界领先地位的第三代核电站正首次在中国商业化建设，该电站设计要求具备６０年的运行寿命。 针对其所用的电缆开展了６０年热寿命试验的研究和评定，确定所选用的绝缘材料具备６０年使用寿命，能够 满足第三代核电站电缆的热寿命要求。 关键词：电缆绝缘；热寿命；试验；计算 中图分类号：ＴＭ２４６．９ 文献标识码：Ａ 文章编号：１６７２－６９０１（２０１１）０６－ｏ０３１－０５
Ｔｈｅｒｍａｌ Ｌｉｆｅ Ｔｅｓｔ ｏｆ ｔｈｅ Ｃａｂｌｅ Ｉｎｓｕｌａｔｉｏｎ Ｕｓｅｄ ｉｎ ｔｈｅ Ｔｈｉｒｄ Ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｌａｎｔ ＮＧ Ｙｉ．ｙａｏ．ｅｔ ａｌ （Ｓｈａｎｇｈａｉ Ｃａｂｌｅ Ｗｏｒｋｓ Ｃｏ．，Ｌｔｄ，Ｓｈａｎｇｈａｉ ２０００９３，Ｃｈｉｎａ） Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅ ｔｈｉｒｄ ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ ｇｌｏｂａｌ ｌｅａｄｉｎｇ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ ｗａｓ ｂｅｉｎｇ ｃｏｍｍｅｒｃｉａｌ ｃｏｎｓｔｒｕｃｔｅｄ ｆｏｒ ｔｈｅ ｆｉｒｓｔ ｔｉｍｅ ｉｎ Ｃｈｉｎａ，ａｎｄ ｉｔｓ ｓｅｒｖｉｃｅ ｌｉｆｅ ｉｓ ｄｅｓｉｇｎｅｄ ｆｏｒ ｍｏｒｅ ｔｈａｎ ｓｉｘｔｙ ｙｅａｒｓ．Ｔｈｉｓ ｐａｐｅｒ ｓｔｕｄｉｅｓ ｔｈｅ ｓｉｘｔｙ ｙｅａｒｓ ｔｈｅｒｍａｌ ｔｅｓｔ ｏｆ ｔｈｅ ｃａｂｌｅｓ ｕｓｅｄ ｉｎ ｔｈｅ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ，ｔｏ ｍａｋｅ ｓｕｒｅ ｔｈａｔ ｔｈｅ ｉｎｓｕｌａｔｉｏｎ ｍａｔｅｒｉａｌ ｕｓｅｄ ｉｎ ｔｈｅ ｃａｂｌｅｓ ｗｉｌｌ ｈａｖｅ ａｔ ｌｅａｓｔ ａ ｓｅｒｖｉｃｅ ｌｉｆｅ ｏｆ ６０ ｙｅａｒｓ，ａｎｄ ｔｈｅ ｃａｂｌｅｓ ｃａｌｌ ｓａｔｉｓｆｙ ｔｈｅ ｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓ ｏｆ ｔｈｅ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：ｃａｂｌｅ ｉｎｓｕｌａｔｉｏｎ；ｔｈｅｒｍａｌ ｌｉｆｅ；ｔｅｓｔ；ｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ
核安全级设备的热寿命鉴定研究
第３３卷第８期 ２０１３年８月 核电子学与探测技术 Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｌｅｃｔｒｏｎｉｃｓ＆Ｄｅｔｅｃｔｉｏｎ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ Ｖｏｌ＿３３
Ａｕｇ． Ｎｏ．８
２０１３
核安全级设备的热寿命鉴定研究
毛从吉，尹宝娟，李世欣，郑睿鹏
（环境保护部核与辐射安全中心，北京１０００８２）
摘要：当前法律和法规规定，对核电厂安全系统使用的核安全级电气设备必须进行鉴定。尤其安 全壳内的设备均要求进行寿命鉴定，电气设备主要考虑电气绝缘材料的热寿命。论文给出了一种简洁、 客观，工程可行的评估方法。 关键词：核电厂；核安全级；热寿命；鉴定 中图分类号：ＴＰ ２９ 文献标志码：Ａ 文章编号：０２５８－０９３４（２０１３）０８－０９２４－０４
核安全功能的可靠执行离不开核电厂安全 级（１Ｅ级）电气设备…，核安全级（１Ｅ）电气设
备作为国家核安全局监管的民用核安全设备之
一，相应单位只有在取得民用核安全设备许可 证（针对国内厂家）或注册登记确认书（针对境
外单位）之后，才能为我国核电站提供产 品 。Ｊ。１Ｅ级设备通常对其使用寿命做出了
规定，尤其安全壳内设备由于设备更换、维修和
后处理原因，在设备鉴定过程中都需进行寿命 鉴定。１Ｅ级电气设备一般通过加速热老化试 验对设计使用寿命进行鉴定 Ｊ，加速热老化试
验前需要确定加速热老化温度和加速热老化时
间２个常数。对于加速热老化温度通常由厂家 根据材料情况确定，而加速热老化时间取决于
材料的活化能和加速热老化温度。材料的活化 能通常需要通过材料的热寿命评估试验才能进
行确定或者选取保守的活化能数据。本文重点 从工程实践角度对材料热寿命评估方法进行了 探讨。
收稿日期：２０１３—０７—０３ 作者简介：毛从吉（１９７１一），男，学士学位，高级工程 师，主要从事核电厂仪表和控制、民用核安全设备以 及人因工程方面的研究。
９２４ １热寿命鉴定方法
热寿命鉴定方法在ＥＪ ｌ１９７—２００７中提到 了两种方法：１３５℃下９５０ ｈ和基于阿伦纽斯公
核电厂安全级(1E)电缆鉴定审查过程中相关问题的探讨
２０１１年第６期 Ｎｏ．６ ２０１ｌ 电线电缆 Ｅｌｅｃｔｒｉｃ Ｗｉｒｅ＆Ｃａｂｌｅ ２０１１年１２月 Ｄｅｃ．，２０１１
核电厂安全级（１ Ｅ）电缆鉴定审查
过程中相关问题的探讨
毋琦， 毛从吉
（环境保护部核与辐射安全中心，北京１０００８２）
摘要：核电厂１Ｅ级电缆作为核电厂安全系统在正常工况下和设计基准事件期间及随后的规定时间内执行安 全功能所必需的重要设备，必须按照相关的标准制定鉴定大纲和程序，并进行质量鉴定，对１Ｅ级电缆的鉴定 过程和鉴定文件进行审查是核安全设备审查的重要内容之一。对１Ｅ级电缆鉴定样本选择、电缆材料热寿命 评定和加速热老化试验条件等三个问题进行了讨论，结合国内外１Ｅ级电缆鉴定实践结果，提出了审查者对 这三个问题的一些看法和见解。 关键词：１Ｅ级电缆；设备鉴定；鉴定样本选型；材料热寿命评定；加速热老化 中图分类号：ＴＭ２４６．９ 文献标识码：Ａ 文章编号：１６７２－６９０１（２０１１）０６－０００１－０６
Ｄｉｓｃｕｓｓｉｏｎ ｆｏｒ ｔｈｅ Ｒｅｌａｔｅｄ Ｉｓｓｕｅｓ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓａｆｅｔｙ（１Ｅ）
Ｃａｂｌｅ Ｑｕａｌｉｆｉｃａｔｉｏｎ Ｒｅｖｉｅｗ ＷＵ Ｑｉ．ｅｔ ａｌ
（Ｎｕｃｌｅａｒ ａｎｄ Ｒａｄｉａｔｉｏｎ Ｓａｆｅｔｙ Ｃｅｎｔｅｒ，ＭＥＰ，Ｂｅｒｉｎｇ １０００８２，Ｃｈｉｎａ） Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｉｎ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ，ｃｌａｓｓ １ Ｅ ｃａｂｌｅ ｉｓ ａ ｋｉｎｄ ｏｆ ｉｍｐｏｒｔａｎｔ ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ ｗｈｉｃｈ ｉｓ ｎｅｃｅｓｓａｒｙ ｆｏｒ ｓａｆｅｔｙ ｓｙｓ— ｔｅｍｓ ｔｏ ｐｅｒｆｏｒｍ ｔｈｅｉｒ ｓｐｅｃｉｆｉｅｄ ｓａｆｅｔｙ ｆｕｎｃｔｉｏｎｓ ｉｎ ｎｏｒｍａｌ ｃｏｎｄｉｔｉｏｎ，ｄｕｒｉｎｇ ａｎｄ ｐｏｓｔ ｄｅｓｉｇｎ ｂａｓｉｓ ｅｖｅｎｔｓ．Ｓｏ ｔｈｅ ｃｌａｓｓ １ Ｅ ｃａｂｌｅ ｍｕｓｔ ｂｅ ｑｕａｌｉｆｉｅｄ ａｃｃｏｒｄｉｎｇ ｔｏ ｔｈｅ ｑｕａｌｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｐｌａｎ ａｎｄ ｐｒｏｃｅｄｕｒｅ ｗｈｉｃｈ ｉｓ ｉｎ ｃｏｎｆｏｒｍｉｔｙ ｗｉｔｈ ｔｈｅ ｒｅｑｕｉｒｅ－ ｍｅｎｔｓ ｉｎ ｔｈｅ ｒｅｌｅｖａｎｔ ｓｔａｎｄａｒｄｓ．Ｔｈｅ ｒｅｖｉｅｗ ｆｏｒ ｔｈｅ ｃｌａｓｓ １ Ｅ ｃａｂｌｅ ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ ｑｕａｌｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｐｒｏｃｅｓｓ ａｎｄ ｄｏｃｕｍｅｎｔｓ ｉｓ ａｎ ｉｍｐｏｒｔａｎｔ ａｓｐｅｃｔ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｓａｆｅｔｙ ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ ｒｅｖｉｅｗ．Ｔｈｅ ｑｕａｌｉｆｉｅｄ ｓａｍｐｌｅ ｓｅｌｅｃｔｉｏｎ，ｔｈｅｒｍａｌ ｌｉｆｅ ｅｖａｌｕａｔｉｏｎ ｏｆ ｃｒｉｔ— ｉｃａｌ ｍａｔｅｒｉａｌｓ ａｎｄ ａｃｃｅｌｅｒａｔｉｏｎ ａｇｉｎｇ ｃｏｎｄｉｔｉｏｎｓ ａｒｅ ｄｉｓｃｕｓｓｅｄ．Ｃｏｎｓｉｄｅｒｉｎｇ ｔｈｅ ｃｌａｓｓ １ Ｅ ｃａｂｌｅ ｑｕａｌｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｐｒａｃｔｉｃｅｓ ａｔ ｈｏｍｅ ａｎｄ ａｂｒｏａｄ，ｒｅｖｉｅｗｅｒｓ ｐｒｏｐｏｓｅ ｓｏｍｅ ｒｅｖｉｅｗ ｐｏｉｎｔｓ ａｎｄ ｔｅｃｈｎｉｃａｌ ｐｏｓｉｔｉｏｎｓ ｒｅｌａｔｅｄ ｔｏ ｔｈｅ ｔｈｒｅｅ ｍｅｎｔｉｏｎｅｄ ｉｓ—
三代非能动核电站1E级直流配电设备鉴定试验要求及抗震试验研究
基金项目：国家科技重大专项子课题（2014ZX06004004-001） 三代非能动核电站1E级直流配电设备
鉴定试验要求及抗震试验研究
摘要：以三代非能动核电站1E级直流及UPS系统（IDS）中的1E级直流配电设备为例，根据其运行环境条件、安全功能，阐述了安装在和缓环境下安全级直流系统设备的鉴定试验程序要求，分析了1E级直流配电设备存在的显著老化机理，并结合抗震试验要求，提出1E级直流配电设备样机结构设计要点。
关键词：IDS；1E级直流配电设备；老化机理；抗震试验
Qualification and Design Point of Class 1E Switchboard of CAP Nuclear Power Plant
(1.Shanghai Power Equipment Research Institute,Shanghai,200240，China）
Abstract：According to operating environmental condition and safety function of Class 1E Switchboard which
used in the Class 1E Direct Current System (IDS) in Active Nuclear plant, whether there was obvious aging
factor in 1E Switchboard was discussed. And according to the seismic of qualification, some design point of class
1E switchboard was put forward.
Key words：IDS; 1E Switchboard; Aging factor; Seismic
0 引言
由于三代非能动核电站采用了最高标准的安全设计，所以对核电设备的设计和鉴定也提出了更高的要求。例如，三代非能动核电的抗震试验将地震反应谱的上限频率扩展到了100Hz，且零周期加速度ZPA水平最大值达到1.74g g为重力加速度，垂直最大达到1.63g，这些要求远高于目前二代改进型机组抗震鉴定的要求[1]。