摘 要
核电站反应堆厂房内部的有机涂层在电站内部不仅防护电站结构金属免受辐射的影响，同时在 LOCA 事故（失水事故）等条件下也保证核厂房的密封性、使金属隔板和墙壁免受放射性颗粒的腐蚀。因此，核电站的涂层必须具有以下特点：具有良好的抗氧化性，粘附性，辐射吸收性，以及良好的力学性能。核电站内部运行期间温度为 50℃左右，辐射量为 0.1Gy/h。在事故工况下温度有可能上升到 150℃，并且会产生大量的辐射颗粒。因此在核电站运行期间内，反应堆涂层会受到热老化和辐射老化的作用，可能会使其在核电站运行或事故工况下失去原有的功能。目前在核电站常用的有机涂层包括环氧树脂、聚氨酯、橡胶树脂和酚醛树脂等环氧树脂漆，由于其抗氧化性能较好而在核电站涂层中被广泛应用。国内外已经实施了针对环氧树脂的老化降解这部分内容的研究，但是对于老化降解方面还存在很多疑问，对涂层的寿命也没有进行深入研究。
本文通过实验模拟核电站内部环境，针对环氧树脂老化机理和寿命等问题开展研究，主要工作包括：
核电站环氧树脂涂层在服役期间受到多种老化源的影响。其中，最主要的是氧化老化和辐射老化。本文针对 MMS 模型和三维交联网络模型，分别进行老化模拟。氧化源分别为高温和辐照。
材料在高温和辐照下的特性相类似。通过红外光谱研究证明，酰胺和羧酸在三种老化过程中都为主要氧化产物。通过红外光谱和凝胶渗透色谱的分析证明，酰胺的主要来源为氧化降解，而羧酸的主要来源为氧化所引起的链断。
通过实际工业系统的分析，验证了酰胺和羧酸为其主要氧化产物。在氧化老化降解过程当中，三种不同化学计量比系统的行为类似。杨氏模量和断裂延长率为涂层的两个重要物理性质。随着老化的深入，系统杨氏模量增大，断裂延长率减小。三种不同系统的物理性质老化行为类似。通过对三种系统的断裂延长率和酸浓度相比较，发现两者有很大可能呈正相关关系。通过设定断裂延长率的失效条件，今后可以通过两者之间的线性关系，预测环氧树脂涂层的使用寿命。
关键词：环氧树脂、涂层、热老化、辐射老化、玻璃态转变温度、寿命分析
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