您好, 歡迎來(lái)到化工儀器網(wǎng)
常用絕緣材料的耐輻射指標(biāo)和介電常數(shù)（介質(zhì)損耗）對(duì)比
一.常用絕緣材料的耐輻射指標(biāo)
在電纜工業(yè)測(cè)量輻射值 的zui常用單位是格雷 (Gy) ，和拉德 (Rad) 。
1 拉德 (Rad)=0.01 格雷 (Gy) ，
常用的一些材料的輻射耐受值如下：
10^3Gy(10^5Rad): PTFE(聚四氟乙烯), PFA
10^4Gy (10^6Rad): FEP(聚全氟乙丙烯), Kapton(聚酰亞胺), HFI 120
10^5Gy (10^7Rad): HFS 80, HFS 107 XL, MPR 105, TPS 100
>10^5Gy (>10^7Rad):HFI 90, HFI 140, HFR 150, ETFE, LSI 155
10^6Gy (10^8Rad): HFS 100, TPU 90
>10^6Gy (>10^8Rad): HFI 150, HFS 105 XL B
>10^7Gy (>10^9Rad):HFI 260
>10^11Gy (>10^13Rad): SiO2 Cable(二氧化硅絕緣).
這些輻射耐受性值僅在使用時(shí)提供參考。在選定材料前應(yīng)該考慮材料使用的環(huán)境。因?yàn)樵诳偟膭┝恐笜?biāo)外還會(huì)有很多因素影響材料的選擇。比如：計(jì)量等級(jí)、氧存在、濕度、表面面積、溫度。
一般在在 40 年時(shí)間內(nèi)，美國(guó)對(duì)緩和環(huán)境電纜的吸收劑量規(guī)定為 7×10^5 Gy ，對(duì)嚴(yán)酷環(huán)境(1E級(jí)K1類）為 1.5×10^6 Gy 。從上面的數(shù)據(jù)可見(jiàn)，對(duì)于包括氟塑料和Kapton(聚酰亞胺)等絕大多數(shù)材料來(lái)說(shuō)，是不能工作于1E級(jí)K1類的情況，只有極少數(shù)的塑料可以達(dá)到標(biāo)準(zhǔn)，但這些少數(shù)的耐輻射塑料實(shí)際在經(jīng)歷了一段時(shí)間使用后，已經(jīng)有不同程度的老化，有關(guān)電氣性能和機(jī)械性能已經(jīng)下降，只能勉強(qiáng)使用，這也是為什么歐美有很多勢(shì)力因?yàn)榘踩脑?，而?qiáng)烈反對(duì)使用核能。
而二氧化硅電纜則有明顯的耐輻射優(yōu)勢(shì)，超過(guò)的塑料10000倍，是在核反應(yīng)堆電纜的*選擇！
二.常用絕緣材料的介電常數(shù)（介質(zhì)損耗）
見(jiàn)附件>>>(超過(guò)一千多種物質(zhì)的介電常數(shù)表,全!!)
三.核電站控制系統(tǒng)和常用核電纜絕緣材料
１．我國(guó)核電站的控制系統(tǒng)發(fā)展歷史
核電站的儀表和控制系統(tǒng)是核電站的重要組成部分，機(jī)組的安全可靠、經(jīng)濟(jì)運(yùn)行已經(jīng)在很大程度上取決于儀表控制系統(tǒng)的性能水平。從我國(guó)已經(jīng)建成的和在建 的核電工程來(lái)看，核電站的儀控系統(tǒng)經(jīng)歷了三個(gè)階段。
*階段是以模擬量組合單元儀表為主的控制系統(tǒng)，如正在運(yùn)行的我國(guó) 300 MW 秦山核電站主控制系統(tǒng)應(yīng)用的 FOXBORO 公司的 SPEC200 組裝儀表，大亞灣 2×980 MW 核電站主控制系統(tǒng)采用的 Baily 9020 系統(tǒng)也屬于這一類。其模擬量?jī)x表采用小規(guī)模集成電路運(yùn)算放大器為基礎(chǔ)的元件來(lái)控制，邏輯量?jī)x表采用繼電器等硬邏輯電路來(lái)控制。因而系統(tǒng)所需要的儀 表控制器件數(shù)量多，運(yùn)行操作管理和維護(hù)工作任務(wù)重，大部分采用手動(dòng)操作，主控室布局也顯得較大。
第二階段是以模擬量和數(shù)字量混合運(yùn)用的主控制系統(tǒng)，這一類 實(shí)際是核島系統(tǒng)仍采用小規(guī)模集成電路運(yùn)算放大器為基礎(chǔ)的模擬量元件來(lái)控制。而部分常規(guī)島和輔助系統(tǒng)采用 PLC 自動(dòng)控制系統(tǒng)，結(jié)合軟件自診斷技術(shù)、冗余技術(shù) 和網(wǎng)絡(luò)通信技術(shù)，減少很多硬接線和就地控制柜，提高了系統(tǒng)運(yùn)行可靠性。剛剛建成的廣東嶺澳核電站（ 2×980 MW ）儀表控制系統(tǒng)就屬于這一類。
第三階段稱為全數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)，它將應(yīng)用成熟的常規(guī)電站分布式控制系統(tǒng)（ DCS ）加以改進(jìn)并移植過(guò)來(lái)，全面應(yīng)用在常 規(guī)島、 BOP 、核島部分，構(gòu)成核電站全新數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)?，F(xiàn)階段應(yīng)用比較典型的全數(shù)字化儀控系統(tǒng)有：日本日立等公司開(kāi)發(fā)的 NUCAMM － 90 系統(tǒng)、法 國(guó)法馬通公司 N4 控制系統(tǒng)、 ABB 公司的 NUPLEX80+ 系統(tǒng)、美國(guó)西屋公司的 Eagle21+WDPFⅡ 系統(tǒng)以及我國(guó)在建的田灣核電站所采用的德國(guó)西 門(mén)子公司的 EPERM XP+XS 系統(tǒng)等。
一般來(lái)講典型的核電站儀控系統(tǒng)特點(diǎn)可以歸納為以下幾點(diǎn)：
（ 1 ）控制對(duì)象的工藝流程復(fù)雜，監(jiān)測(cè)和控制的參數(shù)多而且各種過(guò)程參數(shù)密切， 1000 MW 典型的核電站儀控系統(tǒng)的參數(shù)信息量和指令大約是 7000~9000 個(gè)。
（ 2 ）系統(tǒng)安全性、可靠性要求高，運(yùn)行質(zhì)量直接與儀控系統(tǒng)性能相關(guān)。
（ 3 ）反應(yīng)堆工作或停堆后一段時(shí)間內(nèi)，大部分設(shè)備人員無(wú)法接近。（ 4 ）控制和監(jiān)測(cè)核燃料裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)及堆芯狀態(tài)監(jiān)測(cè)的必要性。（ 5 ）大量核物理、熱工、水 力及其它一些直接測(cè)量無(wú)法得到的參數(shù)計(jì)算多，且性和實(shí)時(shí)性要求高。