[發(fā)明專利]核電站電纜附件用熱熔膠及其制備方法和使用方法

有效

• 申請?zhí)枺?/td>: 202010908457.8
• 申請日: 2020-09-01
• 公開（公告）號: CN111961423B
• 公開（公告）日: 2022-04-15
• 發(fā)明（設計）人: 卜程程;盧燕蕓;曹震;楊昭云;饒喜梅;張定雄;郭智利;邵俊云;郭文濤;張瑞泉;邢福發(fā);嚴振杰;劉昆;郭亞群
• 申請（專利權）人: 深圳市沃爾核材股份有限公司;上海核工程研究設計院有限公司
• 主分類號: C09J123/08
• 分類號: C09J123/08;C09J179/08;C09J11/08;C09J11/06;C09J11/04
• 代理公司: 深圳市世紀恒程知識產(chǎn)權代理事務所 44287
• 代理人: 晏波

本發(fā)明公開了核電站電纜附件用熱熔膠及其制備方法和使用方法，以重量份計，包括如下組分：乙烯?丙烯酸丁酯共聚物熱熔膠100份；聚酰亞胺粉末10份～30份；相容劑10份～20份；抗氧劑3份～10份；過氧化二異丙苯0.2份～1份；阻燃劑0份～30份。熱熔膠能夠耐受高溫熱老化和高劑量輻照，在經(jīng)過高溫熱老化和高劑量輻照處理以后還能承受高溫高壓水蒸汽以及堿性溶液對材料的破壞，同時熱熔膠軟化點在80?140℃，可以有效提高電纜附件的密封性和防水性，滿足CAP1400堆型嚴酷環(huán)境的設計要求的熱熔膠。

技術領域

本發(fā)明涉及核電材料領域，特別涉及核電站電纜附件用熱熔膠及其制備方法和使用方法。

背景技術

核電站電纜附件是核電站電纜系統(tǒng)的重要配套設備之一，用于實現(xiàn)核電站中電纜與電纜、電纜與電氣設備的永久連接和再絕緣，滿足嚴酷環(huán)境工況下執(zhí)行其安全功能的要求，對核電站的正常運行及安全停堆起著非常重要的作用。

相對民用領域熱熔膠的技術要求，核電站領域對電纜附件熱熔膠的要求更高。核電站電纜附件產(chǎn)品使用的熱熔膠不僅要通過基本的性能測試，還需要通過核電站用電纜附件的型式實驗。熱熔膠需要耐受高溫熱老化和高劑量輻照，在經(jīng)過高溫熱老化和高劑量輻照處理以后還需要能承受高溫高壓水蒸汽以及堿性溶液對材料的破壞。對于第三代核電站，尤其是CAP1400反應堆型，對電纜附件熱熔膠的要求則更高，熱熔膠作為配合熱縮套管等其它部件共同完成電纜附件的使用功能，需在高累積劑量輻照、90℃溫度條件下60年壽期老化后，滿足在正常工況、異常工況，以及設計基準事故(DBA)工況下要求能夠保持其功能完整性和所需的結構完整性。

熱熔膠是一種單組分的、無水、無溶劑、常溫下為固體、高溫熔融后對材料表面進行粘接的膠黏劑。一般的EVA熱熔膠由于抗氧劑用量比較少，沒有添加抗輻照劑，耐熱性和耐輻照性都不好，長時間耐熱、大輻射劑量輻照下會變脆，失去熱熔膠的密封性能；而耐熱性好的聚酰胺和聚酯類熱熔膠直接使用不能耐受高劑量輻照、高溫高壓水蒸汽以及堿性溶液對材料的破壞。而通過提高熱熔膠的軟化點，使熱熔膠部分交聯(lián)雖能提高熱熔膠的耐溫性能，但是又帶來了熱熔膠的流動性明顯變差，失去熱熔膠在高溫下的流淌密封性能。

因此，為了滿足第三代核電技術的需要，迫切需要對現(xiàn)有的熱熔膠進行改進，制備出軟化點基本不變、流動性能基本不變的熱熔膠，同時該熱熔膠能夠耐受高溫熱老化和高劑量輻照，滿足第三代核電需求，保證核電站熱縮套管產(chǎn)品長時間安全地運行。

發(fā)明內(nèi)容

本發(fā)明的主要目的是提出核電站電纜附件用熱熔膠及其制備方法和使用方法，熱熔膠能夠耐受高溫熱老化和高劑量輻照，在經(jīng)過高溫熱老化和高劑量輻照處理以后還能承受高溫高壓水蒸汽以及堿性溶液對材料的破壞，同時熱熔膠軟化點在80-140℃，可以有效提高電纜附件的密封性和防水性，滿足CAP1400堆型嚴酷環(huán)境的設計要求的熱熔膠。

為本發(fā)明所要解決的技術問題通過以下技術方案予以實現(xiàn)：

本發(fā)明的第一方面，提供了核電站電纜附件用熱熔膠，以重量份計，包括如下組分：乙烯-丙烯酸丁酯共聚物熱熔膠100份；聚酰亞胺粉末10份～30份；相容劑10份～20份；抗氧劑3份～10份；過氧化二異丙苯0.2份～1份；阻燃劑0份～30份。

可選地，所述乙烯-丙烯酸丁酯共聚物熱熔膠含有一種或多種增粘樹脂。

可選地，所述增粘樹脂為萜烯樹脂、石油樹脂、松香樹脂、蠟中的至少一種。

可選地，所述聚酰亞胺粉末的粒徑為10微米～50微米。

可選地，所述相容劑為馬來酸酐接枝乙烯－丙烯酸丁酯共聚物、馬來酸酐接枝乙烯－醋酸乙烯共聚物、馬來酸酐接枝乙烯－辛烯共聚物、馬來酸酐接枝聚乙烯、馬來酸酐接枝聚丙烯中的至少一種。