CN102760499A - 一种核电站用1e级双层热缩管 - Google Patents

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Abstract

一种核电站用1E级双层热缩管，其包括外层和内层，该外层为热缩层，该内层为热熔胶层；该外层由按照重量计的下述组分组成：低密度聚乙烯20－40份；乙烯-丙烯酸甲酯共聚物60－80份；乙丙橡胶40－60份；十溴二苯乙烷20－40份；三氧化二锑10－20份；氧化镝8－15份；复合抗氧剂4－8份；光稳定剂1－2份；该内层由按照重量计的下述组分组成：乙烯-丙烯酸甲酯共聚物100份；乙丙橡胶10－30份；氧化镝8－15份；复合抗氧剂4－8份；光稳定剂1－2份。本发明核电站用1E级双层热缩管防水防潮性能优异、具有优异的耐热性能、耐辐射性能以及耐高温高压水蒸气性能，绝缘性能和耐电压性能满足要求。

Description

一种核电站用1E级双层热缩管
技术领域
本发明涉及一种热缩管，尤其涉及可供核电站使用的热缩管。
背景技术
核电属于清洁能源，是我国优先发展的产业。截至2011年底，我国已建成浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地，现役核电机组13台、装机容量1050万千瓦。按照2007年《核电中长期发展规划》确定的我国核电发展目标，到2020年我国要建设4000万千瓦的核电，核电的比例要从2％提高到4％。
核电站用1E级双层热缩管安装在安全壳内，不仅在正常环境条件，而且在发生核事故环境以及事故后能完成其规定功能，具体来说，就是要连续经过150℃、1400小时的热老化，2150KGy的辐射老化以及最高温度218℃、最高压力0.83MPa的LOCA实验以后，其绝缘性能和耐电压性能满足要求。
目前核电站用1E级双层热缩管全部依赖进口，国内没有产业化的核电站用1E级双层热缩管。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于：提供一种防水防潮性能优异、具有优异的耐热性能、耐辐射性能以及耐高温高压水蒸气性能，绝缘性能和耐电压性能满足要求的核电站用1E级双层热缩管。
为了解决上述技术问题，本发明提出以下技术方案：一种核电站用1E级双层热缩管，其包括外层和内层，该外层为热缩层，该内层为热熔胶层；
该外层由按照重量计的下述组分组成：
低密度聚乙烯              20－40份；
乙烯-丙烯酸甲酯共聚物     60－80份；
乙丙橡胶                 40－60份；
十溴二苯乙烷              20－40份；
三氧化二锑                10－20份；
氧化镝                   8－15份；
复合抗氧剂                4－8份；
光稳定剂                  1－2份；
该内层由按照重量计的下述组分组成：
乙烯-丙烯酸甲酯共聚物     100份；
乙丙橡胶                  10－30份；
氧化镝                    8－15份；
复合抗氧剂                4－8份；
光稳定剂                  1－2份。
上述技术方案的进一步限定在于：上述外层所用的乙烯-丙烯酸甲酯共聚物的丙烯酸甲酯含量为14%-20%。
上述技术方案的进一步限定在于：上述内层所用的乙烯-丙烯酸甲酯共聚物的丙烯酸甲酯含量为32%以上。
上述技术方案的进一步限定在于：上述外层和内层所用的复合抗氧剂，由4,4＇-亚甲基双(2,6-二叔丁基苯酚)与N,N＇-双[3-(3,5-二叔丁基-4-羟基苯基)丙酰]肼按照重量计1：1的比例配制而成。
上述技术方案的进一步限定在于：上述外层和内层所用的光稳定剂为聚丁二酸(4-羟基-2,2,6,6-四甲基-1-哌啶乙醇)酯。
上述技术方案的进一步限定在于：上述外层热缩层和内层热熔胶层是通过复合共挤而形成的。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：本发明核电站用1E级双层热缩管的外层为热缩层，内层为热熔胶层，外层遇热收缩以后，内层热熔胶熔化，填充外层与被保护部位之间的间隙，将外层与被保护部位牢固的粘结在一起，防水防潮性能优异。
核电站用1E级双层热缩管具有优异的耐热性能、耐辐射性能以及耐高温高压水蒸气性能，连续经过150℃、1400小时的热老化，2150KGy的辐射老化以及最高温度218℃、最高压力0.83MPa的LOCA实验以后，其绝缘性能和耐电压性能满足要求。
具体实施方式
一种核电站用1E级双层热缩管，其包括外层和内层，该外层为热缩层，该内层为热熔胶层。
该外层由按照重量计的下述组分组成：
低密度聚乙烯              20－40份；
乙烯-丙烯酸甲酯共聚物     60－80份；
乙丙橡胶                 40－60份；
十溴二苯乙烷              20－40份；
三氧化二锑                10－20份；
氧化镝                   8－15份；
复合抗氧剂                4－8份；
光稳定剂                  1－2份。
上述外层所用的乙烯-丙烯酸甲酯共聚物的丙烯酸甲酯含量为14%-20%。
该内层由按照重量计的下述组分组成：
乙烯-丙烯酸甲酯共聚物     100份；
乙丙橡胶                  10－30份；
氧化镝                    8－15份；
复合抗氧剂                4－8份；
光稳定剂                  1－2份。
上述外层和内层所用的复合抗氧剂，由4,4＇-亚甲基双(2,6-二叔丁基苯酚)与N,N＇-双[3-(3,5-二叔丁基-4-羟基苯基)丙酰]肼按照重量计1：1的比例配制而成。
上述外层和内层所用的光稳定剂为聚丁二酸(4-羟基-2,2,6,6-四甲基-1-哌啶乙醇)酯。
上述内层所用的乙烯-丙烯酸甲酯共聚物的丙烯酸甲酯含量为32%以上。
上述外层热缩层和内层热熔胶层是通过复合共挤而形成的。
 制备实施例1
取低密度聚乙烯40份、乙烯-丙烯酸甲酯共聚物60份、乙丙橡胶40份、十溴二苯乙烷20份、三氧化二锑 10份、氧化镝8份、由4,4＇-亚甲基双(2,6-二叔丁基苯酚)与N,N＇-双[3-(3,5-二叔丁基-4-羟基苯基)丙酰]肼按照1：1的比例配制的复合抗氧剂4份、聚丁二酸(4-羟基-2,2,6,6-四甲基-1-哌啶乙醇)酯1份；
取乙烯-丙烯酸甲酯共聚物100份、乙丙橡胶10份、氧化镝8份、由4,4＇-亚甲基双(2,6-二叔丁基苯酚)与N,N＇-双[3-(3,5-二叔丁基-4-羟基苯基)丙酰]肼按照1：1的比例配制的复合抗氧剂4份、聚丁二酸(4-羟基-2,2,6,6-四甲基-1-哌啶乙醇)酯1份；
以上材料分别经过密炼混炼造粒，然后用两台单螺杆挤出机复合挤出成管材，所述管材经过钴60或者电子加速器40-60KGy辐射交联以及130℃温度下扩张4倍，得到本发明核电站用1E级双层热缩管，其性能如下：
阻燃性：通过VW-1，拉伸强度：15Mpa，断裂伸长率：620%。连续经过150℃、1400小时的热老化，2150KGy的辐射老化以及最高温度218℃、最高压力0.83MPa的LOCA实验以后，其绝缘电阻20MΩ，远大于2.5MΩ，耐电压（3150 V/mm）5 min，不击穿，满足核电站对1E级双层热缩管的要求。 
 制备实施例2
取低密度聚乙烯 20份、乙烯-丙烯酸甲酯共聚物80份、乙丙橡胶60份、十溴二苯乙烷40份、三氧化二锑 20份、氧化镝15份、由4,4＇-亚甲基双(2,6-二叔丁基苯酚)与N,N＇-双[3-(3,5-二叔丁基-4-羟基苯基)丙酰]肼按照1：1的比例配制的复合抗氧剂8份、聚丁二酸(4-羟基-2,2,6,6-四甲基-1-哌啶乙醇)酯2份；
取乙烯-丙烯酸甲酯共聚物100份、乙丙橡胶30份、氧化镝15份、由4,4＇-亚甲基双(2,6-二叔丁基苯酚)与N,N＇-双[3-(3,5-二叔丁基-4-羟基苯基)丙酰]肼按照1：1的比例配制的复合抗氧剂8份、聚丁二酸(4-羟基-2,2,6,6-四甲基-1-哌啶乙醇)酯2份；
以上材料分别经过密炼混炼造粒，然后用两台单螺杆挤出机复合挤出成管材，所述管材经过钴60或者电子加速器40-60KGy辐射交联以及130℃温度下扩张4倍，得到本发明核电站用1E级双层热缩管，其性能如下：
阻燃性：通过VW-1，拉伸强度：11Mpa，断裂伸长率：410%。连续经过150℃、1400小时的热老化，2150KGy的辐射老化以及最高温度218℃、最高压力0.83MPa的LOCA实验以后，其绝缘电阻20MΩ，远大于2.5MΩ，耐电压（3150 V/mm）5 min，不击穿，满足核电站对1E级双层热缩管的要求。 
 制备实施例3
取低密度聚乙烯30份、乙烯-丙烯酸甲酯共聚物70份、乙丙橡胶50份、十溴二苯乙烷30份、三氧化二锑15份、氧化镝12份、由4,4＇-亚甲基双(2,6-二叔丁基苯酚)与N,N＇-双[3-(3,5-二叔丁基-4-羟基苯基)丙酰]肼按照1：1的比例配制的复合抗氧剂6份、聚丁二酸(4-羟基-2,2,6,6-四甲基-1-哌啶乙醇)酯1.5份；
取乙烯-丙烯酸甲酯共聚物100份、乙丙橡胶20份、氧化镝12份、由4,4＇-亚甲基双(2,6-二叔丁基苯酚)与N,N＇-双[3-(3,5-二叔丁基-4-羟基苯基)丙酰]肼按照1：1的比例配制的复合抗氧剂6份、聚丁二酸(4-羟基-2,2,6,6-四甲基-1-哌啶乙醇)酯1.5份；
以上材料分别经过密炼混炼造粒，然后用两台单螺杆挤出机复合挤出成管材，所述管材经过钴60或者电子加速器40-60KGy辐射交联以及130℃温度下扩张4倍，得到本发明核电站用1E级双层热缩管，其性能如下：
阻燃性：通过VW-1，拉伸强度：13Mpa，断裂伸长率：500%。连续经过150℃、1400小时的热老化，2150KGy的辐射老化以及最高温度218℃、最高压力0.83MPa的LOCA实验以后，其绝缘电阻20MΩ，远大于2.5MΩ，耐电压（3150 V/mm）5 min，不击穿，满足核电站对1E级双层热缩管的要求。

Claims (6)

1.一种核电站用1E级双层热缩管，其特征在于：其包括外层和内层，该外层为热缩层，该内层为热熔胶层；
该外层由按照重量计的下述组分组成：
低密度聚乙烯                20－40份；
乙烯-丙烯酸甲酯共聚物        60－80份；
乙丙橡胶                     40－60份；
十溴二苯乙烷                 20－40份；
三氧化二锑                  10－20份；
氧化镝                      8－15份；
复合抗氧剂                4－8份；
光稳定剂                  1－2份；
该内层由按照重量计的下述组分组成：
乙烯-丙烯酸甲酯共聚物           100份；
乙丙橡胶                        10－30份；
氧化镝                          8－15份；
复合抗氧剂                      4－8份；
光稳定剂                        1－2份。
2.根据权利要求1所述的核电站用1E级双层热缩管，其特征在于：上述外层所用的乙烯-丙烯酸甲酯共聚物的丙烯酸甲酯含量为14%-20%。
3.根据权利要求1或2所述的核电站用1E级双层热缩管，其特征在于：上述内层所用的乙烯-丙烯酸甲酯共聚物的丙烯酸甲酯含量为32%以上。
4.根据权利要求1所述的核电站用1E级双层热缩管，其特征在于：上述外层和内层所用的复合抗氧剂，由4,4＇-亚甲基双(2,6-二叔丁基苯酚)与N,N＇-双[3-(3,5-二叔丁基-4-羟基苯基)丙酰]肼按照重量计1：1的比例配制而成。
5.根据权利要求1所述的核电站用1E级双层热缩管，其特征在于：上述外层和内层所用的光稳定剂为聚丁二酸(4-羟基-2,2,6,6-四甲基-1-哌啶乙醇)酯。
6.根据权利要求1所述的核电站用1E级双层热缩管，其特征在于：上述外层热缩层和内层热熔胶层是通过复合共挤而形成的。
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