核电站反应堆设备发生故障或损坏以及操纵人员的失误等均会发生事故，但并不是所有事故都会导致放射性物质逸出，与放射性物质逸出有关的事故分二类。一类是只导致容纳在一次冷却系统中的放射性物质逸出的事故，如回路管道、阀门漏水、蒸汽发生器管子破裂等等。这类事故较频繁，但泄漏出的放射性物质数量不大，并由于安全壳的封闭作用和废气和废液处理系统的净化，对环境的放射性物质排放一般都可以控制在正常允许水平以下。另一类是可能导致燃料元件的严重过热或燃料芯体熔化的重大事故，甚至设想或许发生一种“最大假想事故”，即全堆熔化事故。电缆是否能顶住后一种事故是不堪设想的，而对前一种事故，则各类电缆应具有不同程度的承受能力。K3电缆的试验性质和水平要求不高。表14是具体环境条件，尽管还未正式公布，实际上已在进行操作。表15为主蒸汽管道破裂事故（MSLB）及安全壳内冷却剂泄漏事故（LOCA）工况下反应堆厂房内环境条件，有些数据也可理解为试验条件，电缆应在这种条件下通过试验合格。
表16 俄罗斯规范原始稿安全壳内部的环境参数
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序号 |
项目名称 |
数 值 |
||
|
正常运行 |
小剂量泄漏 ＜Dnom100 |
大剂量泄漏 到Dnom350 |
||
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1 |
温度范围（℃） |
15-60 |
到90 |
到150 |
|
2 |
绝对压力范围（MPa） |
0.085-0.103 |
到0.17 |
到0.5 |
|
3 |
相对湿度不大于（%） |
90 |
100并有蒸汽混合 |
|
|
4 |
体积活化量不大于（Bq/l） |
7.4×104 |
2×107 |
4×109 |
|
5 |
辐射吸收剂量等级不大于（Gy/h） |
0-1.0 |
0-1.0 |
＜1000 |
|
6 |
持续时间不大于（h） |
-- |
到5 |
到10 |
|
7 |
事故发生频度 |
-- |
二年1次 |
寿命期内1次 |
|
8 |
各控制棒事发时温度范围（℃） |
-- |
20-60 |
20-60 |
|
9 |
各控制棒事发时压力范围（MPa） |
-- |
0.09-0.12 |
0.09-0.12 |
|
10 |
各控制棒事发持续时间不大于（24h） |
-- |
30 |
30 |
俄罗斯规范原始稿特殊试验项目（注明应按照IEEE 383进行）
能证明电缆可在90℃运行40年的模拟耐热试验。l
辐射试验：
LOCA（loss of coolantl accident）模拟试验（伴随电压试验）。
垂直托架燃烧试验（按IEEE 383）。l
耐水试验：l
先经受温度为160℃、时间为25d（天）和辐射剂量为20Mrad（兆拉特）的模拟40年寿命的加速老化试验，然后进行耐水试验。试验条件和考核如下：在室温下浸水168h，然后施加额定电压历时5min不击穿，并在室温水中测量绝缘电阻，再在空气温度等于电缆运行温度下测量绝缘电阻。
俄罗斯规范范原始稿，虽没有明确K1和K3类电缆之区别，而是以敷设在安全壳内部及其临近区域来区分，实质上和国内情况是基本一致的。目前我国对K1类电缆试验还没有完整规范化，试验程序、设备核技术需要进一步解决。
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