反应堆安全壳电气贯穿件绝缘支撑盘耐潮性能试验研究

陈　青，郭　星，王广金，邱新媛，王江武，周　寒，段绪星，罗　峰

反应堆安全壳电气贯穿件绝缘支撑盘耐潮性能试验研究

陈青，郭星，王广金，邱新媛，王江武，周寒，段绪星，罗峰

（中国核动力研究设计院，四川 成都 610213）

近年来我国在运核电厂相继发生两起反应堆安全壳中压电气贯穿件绝缘支撑盘绝缘击穿短路故障，造成反应堆非计划停堆停机，发生故障的中压电气贯穿件均为国外同一厂家同一批次设计生产的产品。上述故障造成核电厂巨大经济损失的同时，也对反应堆的安全稳定运行提出了挑战。本文针对发生故障的绝缘支撑盘和中国核动力研究设计院同类型产品开展试验研究，力求找到中压电气贯穿件绝缘支撑盘故障的主要原因，为电厂运维和产品设计生产提供参考依据。试验分析结果表明：中压电气贯穿件绝缘支撑盘在材料选型和成型工艺等方面存在一定缺陷，导致其绝缘耐潮性能不佳，是发生绝缘击穿故障的主要原因。

安全壳；电气贯穿件；绝缘支撑盘；耐潮性能

电气贯穿件是安装在核电厂安全壳上，用于各类电缆贯穿安全壳屏障的专用设备，属核电厂第三道安全屏障的一部分[1,2]。在反应堆正常运行和事故工况下，要求能够维持设备电气连续性和压力边界的完整性，防止放射性物质外泄，对反应堆的安全运行起着至关重要的作用。中压动力电气贯穿件为反应堆冷却剂泵电动机提供电力，安装在中压变频器和冷却剂泵之间[3,4]。

绝缘支撑盘作为中压电气贯穿件起机械支撑和电气绝缘作用的部件，必须同时满足电气绝缘性能和机械强度要求，即电气绝缘性能必须保证在核电厂正常运行和设计基准事故环境条件下，不因绝缘支撑盘绝缘性能降低导致三相导体之间发生沿面放电或绝缘击穿而引发短路故障[5,6]；其机械强度必须能够抵消三相动力导体相间短路时电动应力对设备造成的机械冲击，避免因陶瓷绝缘套管受损导致设备密封失效[7,8]。

近年来我国两座在运核电厂反应堆安全壳上中压电气贯穿件相继发生两起因绝缘支撑盘处绝缘击穿导致的短路事故，导致反应堆非计划停堆，造成巨大的经济损失。此外，发生故障的中压电气贯穿件均为国外同一厂家同一批次设计生产的产品。国内外各电气贯穿件设计生产厂家均将绝缘支撑盘作为中压电气贯穿件整机的一部分开展各项鉴定和型式试验，未有公开资料显示对绝缘支撑盘耐潮性能开展试验分析研究[1,4,9]。绝缘支撑盘材质为有机绝缘材料，其绝缘性能受环境温湿度的影响较大。核电站多处临海地域，中压电气贯穿件绝缘支撑盘正常工作时基本处于高电压和高温高湿环境中，对其耐潮和绝缘性能提出了高要求。

本文对上述发生故障的绝缘支撑盘和中国核动力研究设计院绝缘支撑盘取样，开展吸水率、绝缘电阻、微观结构和成分分析试验研究，力求找到中压电气贯穿件绝缘支撑盘出现故障的主要原因，为电站运维和产品设计生产提供参考依据。

1　中压电气贯穿件故障

电气贯穿件设计寿期同核电机组，即在整个机组寿期内不考虑贯穿件更换。6.6 kV中压电气贯穿件内部结构如图1所示，主要包括：A—导电杆，共三相，起通流作用；B—瓷套管，为穿心瓷套管，起到绝缘、固定及密封作用；C—支撑绝缘板，起支撑固定和防电动力作用，需具备良好的电气绝缘性能。

图1　中压电气贯穿件内部结构

现场对故障贯穿件核岛内侧端子箱瓷瓶、支撑绝缘盘、导电杆及端部接线外观进行了检查，均未见异常。对故障贯穿件核岛外侧端子箱进行检查，发现短路故障致使绝缘支撑盘表面被熏黑且表面有明显的爬电痕迹，导电杆与瓷套管之间的密封部件失效。初步判断是由于绝缘支撑盘存在某种绝缘缺陷，导致相间击穿故障，发生故障的中压电气贯穿件如图2所示。

图2　故障中压贯穿件

核电厂中压电气贯穿件防护等级为IP547，要求防灰尘及各方向喷水，对其气密性和防潮性没有具体的标准要求。发生故障的中压电气贯穿件接线箱均存在平衡孔（孔径约35 mm）未封堵情况，其气密性和防潮性不佳，同时其所处房间的湿度状况也不佳，当外界环境比较潮湿时，可能导致接线箱内绝缘支撑盘受潮而埋下绝缘缺陷的隐患。因此，本文通过试验的方法，研究绝缘支撑盘材料试样的吸水率和绝缘电阻随环境温度和相对湿度的变化趋势。

2　试样和试验方法

将发生故障的绝缘支撑盘和中国核动力研究设计院绝缘支撑盘材料按标准规定制备成吸水率和绝缘电阻测试试样，用无水乙醇清洗后置于40 ℃环境中烘干24 h备用[10]。

采用AX224ZH/E密度天平，如图3所示，按GB/T 1034的规定材料的吸水率[11]。采用ZC-90G高绝缘电阻测量仪，如图4所示，按GB/T 10064的规定测试试样的绝缘电阻[12]。采用KTHC-015TBS恒温恒湿试验机对试样在23 ℃、不同相对湿度环境中处理24 h后开展试验。

图3　AX224ZH/E密度天平测定材料吸水率

图4　ZC-90G高绝缘电阻测量仪测试绝缘电阻

3　试验结果及分析

3.1　吸水率

按标准要求制备大小尺寸（长×宽×厚）为50 mm×50 mm×2 mm的试样三块，在不同环境下试样吸水率试验结果以平均值为准，两种材料吸水率随环境温度和相对湿度变化趋势如图5所示。

发生故障的绝缘支撑盘材料和中国核动力研究设计院绝缘支撑盘材料的吸水率随环境相对湿度的增加显著增大，同时环境相对湿度越高，吸水率增加速率越大。环境相对湿度为50%时，故障绝缘盘材料和中国核动力研究设计院绝缘盘材料吸水率分别为0.04%和0.03%，环境相对湿度为98%时吸水率均为0.10%。在环境相对湿度低于98%的范围内，中国核动力研究设计院绝缘盘材料吸水率均低于发生故障的绝缘盘材料。

3.2　绝缘电阻

按标准要求制备大小尺寸（长×宽×厚）为100 mm×50 mm×2 mm试样三块，在不同环境下试样绝缘电阻试验结果以平均值为准，两种材料标准试样的绝缘电阻随环境温度和相对湿度变化趋势如图6所示。

图6　绝缘电阻随环境温湿度变化趋势

发生故障的绝缘支撑盘材料和中国核动力研究设计院绝缘支撑盘材料标准试样绝缘电阻随环境相对湿度增加而显著减小，环境相对湿度越高，绝缘电阻减小速率越大。环境相对湿度为50%时，故障绝缘盘材料和中国核动力研究设计院绝缘盘材料标准试样绝缘电阻分别为9.33 GΩ和4 840 GΩ，98%时分别为0.19 GΩ华润338 GΩ。环境相对湿度由50%增至98%，故障绝缘盘材料和中国核动力研究设计院绝缘盘材料标准试样绝缘电阻分别下降97.96%和93.02%。

故障绝缘盘材料标准试样绝缘电阻远远小于和中国核动力研究设计院绝缘盘材料标准试样绝缘电阻，环境相对湿度为50%时，故障绝缘盘材料标准试样绝缘电阻仅为中国核动力研究设计院绝缘电阻的0.193%，98%时仅为0.056%。由以上分析可知，中国核动力研究设计院绝缘盘材料绝缘耐潮性能远优于发生故障的绝缘盘材料。

因此，绝缘支撑盘材料绝缘耐潮性能不佳，环境相对湿度增大后其绝缘性能显著下降，造成中压电气贯穿件绝缘支撑盘绝缘击穿而发生短路事故。

3.3　材料微观结构及成分试验分析

采用显微分析方法研究发生故障的绝缘支撑盘材料的显微组织大小、形态和分布性质，按要求制备材料的显微分析样品，试验分析结果如图7所示。该材料分布呈层状和网状，内部存在球状组织，材料分布不均匀，容易吸潮吸湿，导致绝缘性能下降。

图7　故障绝缘支撑盘材料微观结构

采用光谱分析法对故障绝缘盘材料试样开展成分分析，该材料的光谱谱图与已知材料的谱图分析对比如图8所示。对比分析可知：该绝缘支撑盘材料谱图与环氧树脂（聚合物环氧）谱图相似度为76.11%，与聚乙烯（丙烯酸辛酯）谱图相似度为75.28%，可知该绝缘支撑盘由环氧树脂和聚乙烯的两种材料复合而成。在电工板生产中上述材料的绝缘板大多采用层压工艺，该工艺制成的绝缘板致密性差，容易吸潮吸湿。

图8　故障绝缘支撑盘材料成分分析对比

4　结论

（1）核电厂发生故障的中压电气贯穿件绝缘支撑盘材料的吸水性能和绝缘耐潮性能不佳，性能指标远低于中国核动力研究设计院同类型产品。环境相对湿度增大后绝缘支撑盘绝缘性能显著下降，最终导致绝缘击穿短路故障。

（2）发生故障的中压电气贯穿件绝缘支撑盘采用层压工艺，该工艺制成的绝缘板致密性差；同时，绝缘盘微观分布呈层状和网状且分布不均匀，容易吸潮吸湿，导致绝缘性能下降。

（3）在进行反应堆安全壳中压电气贯穿件绝缘支撑盘的结构设计和材料选型时，要以绝缘耐潮性能试验数据为依托，重点着眼于绝缘支撑盘的整体绝缘耐潮性能。

［1］ 王胜，向文元，赵月扬．1E级电气贯穿件设备鉴定［J］．机电信息，2011（24）：239-240．

［2］ 俞高伟，马涛，孙健，等．核电站严重事故下电气贯穿件鉴定的研究［J］．电工电气，2019（6）．

［3］ 李银，张广来．AP1000电气贯穿件安装工艺［J］．中国新技术新产品，2014（11）：126-126．

［4］ 俞高伟，胡子婴，吴珂科，等．标准研究AP1000中压电气贯穿件合格鉴定电气试验要求［J］．发电设备，2013，27（2）：142-144．

［5］ 陈鑫．EPR核电站核岛电气贯穿件介绍及安装［J］．机电信息，2016（18）：63-64．

［6］ 刘刚，黄冬艳，方文治，等．核电厂安全壳电气贯穿件泄漏率计算分析［J］．发电设备，2018，32（1）．

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［9］ 核电厂安全壳电气贯穿件：GB/T 13538—2017［S］．北京：中国质检出版社，2017．

［10］固体绝缘材料在试验前和试验时采用的标准条件：GB/T 10580—2015［S］．北京：中国标准出版社，2015．

［11］塑料吸水性的测定：GB/T 1034—2008［S］．北京：中国标准出版社，2008．

［12］测定固体绝缘材料绝缘电阻的试验方法：GB/T 10064—2006［S］．北京：中国标准出版社，2006．

Experimental Study on Moisture Resistance of Insulation Support Plate of Reactor Containment Electrical Penetration

CHEN Qing，GUO Xing，WANG Guangjin，QIU Xinyuan，WANG Jiangwu，ZHOU Han，DUAN Xuxing，LUO Feng

（Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov．610213，China）

In recent years，there have been two insulation breakdown short-circuit faults in the insulation support plate of medium voltage electrical penetration of reactor containment in Yunhe nuclear power plant．This resulted in unplanned shutdown of the reactor．The fault medium voltage electrical penetrations are designed and produced by the same foreign manufacturer in the same batch．At the same time，the failure causes huge economic loss of nuclear power plant，which also challenges the safe and stable operation of the reactor．In this paper，the test and research on the fault insulation support plate and the same type of products of Nuclear Power Institute of China are carried out．Try to find out the main cause of the insulation support plate fault of the medium voltage electrical penetration，and provide reference for the operation and maintenance of the power plant and the product design and production．The test results show that there are some defects in the selection of materials and forming process of the insulation support plate of the medium voltage electrical penetration．The above defects lead to the poor moisture resistance of the insulation support plate，which is the main reason for the breakdown of the insulation．

Reactor containment；Electrical penetration；Insulation support plate；Moisture resistance

470.4021

A

0258-0918（2021）03-0588-05

2020-04-30

陈青（1984—），男，湖北孝感人，副研究员，硕士，现主要从事反应堆通用设备设计与研发方面研究