氫化鋯的使用性能研究現狀

付曉剛中國原子能科學研究院，北京 102413

氫化鋯的使用性能研究現狀

付曉剛
中國原子能科學研究院，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果，介紹了不同氫含量的δ-氫化鋯和ε-氫化鋯的應用現狀。

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點，是核工業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快中子反應堆使用氫化鋯作為屏蔽層材料，并積累了大量的使用經驗。目前，美國設計的超臨界輕水快堆和日本設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H/Zr比在1.54～1.66時，氫化鋯是fcc結構的δ相；當H/Zr比在1.67～1.69時，氫化鋯是fcc與fct結構并存的δ-ε相；當H/Zr比在1.70～1.95時，氫化鋯是fct結構的ε相。在氫化鋯的應用和研究過程中，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據最多，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用氫化鋯的可靠性進行了氫氣釋放量的測定試驗，其結果表明氫化鋯在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的氫含量測量結果表明，在673K～773K下經過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，氫化鋯經過中子輻照后的尺寸形變數據總結如表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，故氫化鋯具有良好的耐輻照性能，可以在反應堆中長期使用［6］。

4 結論

根據氫化鋯的應用狀況發現，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，但是對反應堆系統的阻氫能力要求會提高很多。

［1］Philip MacDonald， Jacopo Buongiorno， et al，Feasibility 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，中國原子能科學研究院，研究方向為氫化鋯和快堆蒸汽發生器材料。