一种核电站用热缩套管之热熔胶内层材料的制作方法
【技术领域】
[0001] 本发明涉及一种热缩管，尤其涉及一种核电站特别是核电站核岛用的热缩套管之 热熔胶内层，满足核电站用热缩套管90°C 60年老化寿命需要。
【背景技术】
[0002] 随着技术进步和经济性的考虑，核电站设计寿命不断延伸，第一代核电站的设计 寿命为20~30年，第二代核电站的设计寿命约为40年，现在发展的第三代核电站的设计 寿命已提至60年。最近搜索的信息，国外已开始研宄核反应堆运行100年的可能性。
[0003] 核能发电是我国今后中长期阶段内最重要的清洁能源，也是我国今后20年内主 要低碳经济建设中的基础项目，延长核电站的使用寿命是经济建设的长远目标。
[0004] 核电站寿命的延长，这就要求相应的热缩管、电缆、电缆附件等使用寿命随之提 升。对于第三代核电站，核电站用AP1000反应堆用无卤阻燃热缩套管要求在90°C温度条件 使用60年，具有耐高剂量辐照、耐老化等性能。
[0005] 热缩套管一般包括绝缘层和位于绝缘层内的热熔胶内层。中国专利公开第 CN103232642A公开了一种满足核电站AP1000设计要求的反应堆用阻燃热缩套管，对于多 壁热缩套管例如双壁管来说，其热熔胶内层也需满足也需满足核电站AP1000设计要求。
[0006] 热熔胶是一种单组分的、无水、无溶剂、常温下为固体、高温熔融后对材料表面进 行粘接的胶黏剂。由于具有粘接强度大、固化速度快等优点，热熔胶自从问世以来就被广泛 应用于食品包装、书本装订、一次性卫生用品行业、家具行业、用热缩套管等诸多领域。
[0007] 在一些特殊使用场合如核电站用热缩套管产品，对于热熔胶有较高要求。核电站 用热缩套管产品使用的热熔胶不仅要通过基本的性能测试，还需要通过核电站用热缩套管 的实验。热熔胶需要耐受高温热老化和高剂量辐照，在经过高温热老化和高剂量辐照处理 以后还需要能承受高温高压水蒸汽以及碱性溶液对材料的破坏。
[0008] 第三代核电站用热缩套管还要求带热熔胶的热缩套管必须通过90°C 60年老化寿 命测试。一般的EVA热熔胶由于抗氧剂用量比较少，没有添加抗辐照剂，耐热性和耐辐照性 都不好，长时间耐热、大辐射剂量辐照下会变脆，失去热熔胶的密封性能，而耐热性好的聚 酰胺和聚酯类热熔胶直接使用不能耐受高剂量辐照、高温高压水蒸汽以及碱性溶液对材料 的破坏。提高热熔胶的软化点，使热熔胶部分交联虽能提高热熔胶的耐温性能，但是又带来 了热熔胶的流动性明显变差，失去热熔胶在高温下的流淌密封性能。
[0009] 因此，为了满足第三代核电技术的需要，在技术上迫切需要对现有的热熔胶进行 改性，制备出软化点基本不变、流动性能基本不变的热熔胶，该热熔胶需要能够耐受高温热 老化和高剂量辐照，满足第三代核电需求，保证核电站热缩套管产品长时间安全地运行。
[0010] 目前，进口的热缩套管也仅仅能够满足90°C 40年老化寿命要求，满足不了核电站 对热缩套管的热熔胶内层通过90°C 60年老化寿命测试的要求。
【发明内容】
toon] 本发明的目的在于克服现有的热熔胶不耐长时间高温热老化、不耐高剂量辐照、 不能承受高温高压水蒸汽和碱性溶液对材料的破坏的缺陷，提供一种能够耐受高温热老化 和高剂量辐照，在经过高温热老化和高剂量辐照处理以后还能承受高温高压水蒸汽以及碱 性溶液对材料的破坏，满足第三代核电需求的热熔胶。
[0012] 为实现上述目的，本发明所提供核电站用热缩套管之热熔胶内层材料，按重量计， 含有： 聚烯烃共聚物热熔胶和/或聚酰胺热熔胶100份； 马来酸酐接枝改性聚合物0-20份； 聚丙烯酸酯橡胶和/或乙烯-丙烯酸酯橡胶0-20份； 含苯环的树脂或含苯环的弹性体0. 5-50份； 阻燃剂0-200份； 抗氧剂〇. 5-10份； 抗辐射剂〇. 1-8份。
[0013] 优选地，所述聚烯烃共聚物热熔胶含有一种或多种增粘树脂。
[0014] 优选地，所述增粘树脂为萜烯树脂、石油树脂、松香树脂或蜡中的一种或若干种。
[0015] 优选地，所述聚酰胺热熔胶为二聚酸聚酰胺热熔胶，由二元酸直接与多元胺共聚 聚合而成。
[0016] 优选地，所述马来酸酐接枝改性聚合物为马来酸酐接枝改性乙烯-醋酸乙烯共聚 物、马来酸酐接枝改性聚乙烯、马来酸酐接枝改性乙烯-丙烯酸乙酯共聚物、马来酸酐接枝 改性乙烯-丁烯共聚物、马来酸酐接枝改性乙烯-辛烯共聚物中的一种或若干种。
[0017] 优选地，所述含苯环的树脂或弹性体为聚苯乙烯树脂、高苯乙烯橡胶、丁苯橡胶、 SBS、SIS、SEBS中的一种或若干种。
[0018] 优选地，所述抗氧剂是受阻酚类抗氧剂和/或硫醚类辅助抗氧剂和/或受阻胺辅 助抗氧剂。
[0019] 优选地，所述抗辐射剂为多苯环抗辐射剂和/或抗辐射抗紫外剂。
[0020] 本发明核电站用热缩套管之热熔胶内层材料具有以下有益效果： 1.本发明核电站用热缩套管之热熔胶内层材料当中加入耐高温热老化和高剂量辐照 性能好的聚丙烯酸酯橡胶和/或乙烯-丙烯酸酯橡胶和/或含苯环的树脂或弹性体，提高 热熔胶的耐高温热老化性能和耐高剂量辐照性能。
[0021] 2.本发明核电站用热缩套管之热熔胶内层材料当中加入大量的抗氧化剂和抗辐 射剂，能进一步提高整个材料耐受长时间高温热老化和高剂量辐照的性能，大大降低了氧 化以及γ射线对材料的降解作用。
[0022] 3.本发明核电站用热缩套管之热熔胶内层材料软化点在80-160°C，与正常用热 缩套管使用的热熔胶的软化点接近，可以提高电缆附件的密封性和防水性能。
[0023] 4.本发明制备的热熔胶能够耐受高温热老化和高剂量辐照，满足第三代核电需 求。
【具体实施方式】
[0024] 为详细说明本发明的技术内容、配方比例、所实现目的及效果，以下结合实施方式 详予说明。
[0025] 本发明所提供核电站用热缩套管之热熔胶内层材料，按重量计，含有： 聚烯烃共聚物热熔胶和/或聚酰胺热熔胶100份； 马来酸酐接枝改性聚合物0-20份； 聚丙烯酸酯橡胶和/或乙烯-丙烯酸酯橡胶0-20份； 含苯环的树脂或含苯环的弹性体0. 5-50份； 阻燃剂0-200份； 抗氧剂〇. 5-10份； 抗辐射剂〇. 1-8份。
[0026] 优选地，所述聚烯烃共聚物热熔胶含有一种或多种增粘树脂。
[0027] 优选地，所述增粘树脂为萜烯树脂、石油树脂、松香树脂或蜡中的一种或若干种。
[0028] 优选地，所述聚酰胺热熔胶为二聚酸聚酰胺热熔胶，由二元酸直接与多元胺共聚 聚合而成。
[0029] 优选地，所述马来酸酐接枝改性聚合物为马来酸酐接枝改性乙烯-醋酸乙烯共聚 物、马来酸酐接枝改性聚乙烯、马来酸酐接枝改性乙烯-丙烯酸乙酯共聚物、马来酸酐接枝 改性乙烯-丁烯共聚物、马来酸酐接枝改性乙烯-辛烯共聚物中的一种