付曉剛中國原子能科學(xué)研究院，北京 102413

氫化鋯的使用性能研究現(xiàn)狀

付曉剛
中國原子能科學(xué)研究院，北京 102413

氫化鋯是作為固體慢化材料在熱堆和快堆中均有廣泛應(yīng)用。在使用過程中，氫化鋯的高溫釋氫行為和中子輻照性能一直是最受關(guān)注的兩個研究問題。本文介紹了氫化鋯相圖、高溫釋氫行為和中子輻照下尺寸形變的一些研究結(jié)果，介紹了不同氫含量的δ-氫化鋯和ε-氫化鋯的應(yīng)用現(xiàn)狀。

氫化鋯；高溫釋氫；中子輻照

氫化鋯具有含氫量高、中子吸收截面小并且使用溫度高的優(yōu)點，是核工業(yè)中使用較早的慢化材料。在20世紀50年代末期，傳熱實驗堆3號（HTRE-3）成功使用氫化鋯作為慢化劑。氫化鋯作為慢化材料并將濃縮鈾包覆在其基體內(nèi)的混合燃料是美國TRIGA研究堆的重要組成部分。另外，美國、俄羅斯和中國研發(fā)的空間堆均使用氫化鋯作為慢化或屏蔽材料。德國建造的KNKII快中子反應(yīng)堆使用氫化鋯作為屏蔽層材料，并積累了大量的使用經(jīng)驗。目前，美國設(shè)計的超臨界輕水快堆和日本設(shè)計的大型快堆電站也都選用氫化鋯作為慢化材料［1］。在上述應(yīng)用過程中，氫化鋯的高溫釋氫和中子輻照下的尺寸形變一直是最受關(guān)注的兩個研究問題，為此各國研究人員開展了大量試驗工作并且得到了一些有價值的結(jié)論。

1 氫化鋯相圖

氫化鋯一般通過金屬鋯放置在高溫氫氣中保溫一段時間制得。氫化鋯的相圖如圖1所示，當(dāng)H/Zr比在1.54～1.66時，氫化鋯是fcc結(jié)構(gòu)的δ相；當(dāng)H/Zr比在1.67～1.69時，氫化鋯是fcc與fct結(jié)構(gòu)并存的δ-ε相；當(dāng)H/Zr比在1.70～1.95時，氫化鋯是fct結(jié)構(gòu)的ε相。在氫化鋯的應(yīng)用和研究過程中，H/Zr比在1.6附近的δ-氫化鋯和H/Zr比在1.8附近的ε-氫化鋯所積累的試驗數(shù)據(jù)最多，其中美國和日本傾向于使用H/Zr比在1.6附近的δ-氫化鋯，而俄羅斯傾向于使用H/Zr比大于1.8的ε-氫化鋯。

2 高溫釋氫行為

在高溫釋氫方面，W.Wang等人給出了氫化鋯在200℃～1000℃下的氫氣飽和分解壓表達式［2］，如下式所示。

其中C是H/Zr比。俄羅斯為了保證空間堆中應(yīng)用氫化鋯的可靠性進行了氫氣釋放量的測定試驗，其結(jié)果表明氫化鋯在650℃以下工作10年后的氫氣釋放量不超過2％［3］。在BN-600輻照后的ZrH1.87和ZrH1.91的氫含量測量結(jié)果表明，在673K～773K下經(jīng)過6×1026n/ m2中子輻照后的氫化鋯基本沒有氫含量的損失［4］。美國在超臨界輕水快堆中的研究表明氫化鋯慢化組件運行4年后的氫含量下降約2.5％，對反應(yīng)堆運行基本沒有影響［1］。

3 中子輻照性能

在輻照性能研究方面，氫化鋯經(jīng)過中子輻照后的尺寸形變數(shù)據(jù)總結(jié)如表1所示。

表1　氫化鋯中子輻照后的尺寸形變

在中子輻照方面，Paetz.P等人的研究表明在580℃下經(jīng)過1.15×1025n/m2中子輻照后的ε-氫化鋯體積膨脹是0.5％，而δ-氫化鋯基本沒有變化［5］。

Primakov等人也報道了ε-氫化鋯在673～773K下經(jīng)過6×1026n/m2中子輻照后體積膨脹為5％。另外，在EBR-II上的輻照試驗表明經(jīng)歷了5-7×1026n/m2中子輻照后的ZrH1.5和ZrH1.7基本沒有明顯的體積變化出現(xiàn)，故氫化鋯具有良好的耐輻照性能，可以在反應(yīng)堆中長期使用［6］。

4 結(jié)論

根據(jù)氫化鋯的應(yīng)用狀況發(fā)現(xiàn)，美國和日本的研究者認為δ-氫化鋯比ε-氫化鋯耐輻照腫脹性能好，高溫釋氫速率慢，因此，在超臨界輕水快堆和商用快堆電站設(shè)計中均選擇H/Zr比是1.6的δ-氫化鋯作為慢化材料。由于單位體積δ-氫化鋯比ε-氫化鋯的慢化能力要弱，因此，俄羅斯使用ε-氫化鋯作為空間堆慢化材料，但是對反應(yīng)堆系統(tǒng)的阻氫能力要求會提高很多。

［1］Philip MacDonald， Jacopo Buongiorno， et al，F(xiàn)easibility study of supercritical light water cooled fast reactors for actinide burning and electric powe production. INEEL/EXT-02-00925.

［2］W. Wang， D. Olander， J. Am. Ceram. Soc. 78 （1995）3323.

［3］N. N. Ponomarev-Stepnoi， V. G. Bubelev， et al，Estimation of the hydrogen emission from a hydride moderator by measuring the reactivity and using mathematical statistics. Atomic Energy， Vol. 102，No. 2， 2007， pp75-79.

［4］N.G. Primakov， V.A. Rudenko et al， Nonuniform swelling and hydrogen redistribution in zirconium hydride under neutron irradiation. International Journal of Hydrogen Energy 24 （1999） 805-811.

［5］Paetz， P.， “Neutron Irradiation Effects on Zirconium Hydride，” J. Nucl. Mater. 43 （1972）， 13.

［6］M. T. Simnad， The U-ZrHx alloy-its properties and use in TRIGA fuel.

TB3

A

1674-6708（2016）170-0195-01

付曉剛，中國原子能科學(xué)研究院，研究方向為氫化鋯和快堆蒸汽發(fā)生器材料。