氢化锆的使用性能研究现状

付晓刚中国原子能科学研究院，北京 102413

氢化锆的使用性能研究现状

付晓刚
中国原子能科学研究院，北京 102413

氢化锆是作为固体慢化材料在热堆和快堆中均有广泛应用。在使用过程中，氢化锆的高温释氢行为和中子辐照性能一直是最受关注的两个研究问题。本文介绍了氢化锆相图、高温释氢行为和中子辐照下尺寸形变的一些研究结果，介绍了不同氢含量的δ-氢化锆和ε-氢化锆的应用现状。

氢化锆；高温释氢；中子辐照

氢化锆具有含氢量高、中子吸收截面小并且使用温度高的优点，是核工业中使用较早的慢化材料。在20世纪50年代末期，传热实验堆3号（HTRE-3）成功使用氢化锆作为慢化剂。氢化锆作为慢化材料并将浓缩铀包覆在其基体内的混合燃料是美国TRIGA研究堆的重要组成部分。另外，美国、俄罗斯和中国研发的空间堆均使用氢化锆作为慢化或屏蔽材料。德国建造的KNKII快中子反应堆使用氢化锆作为屏蔽层材料，并积累了大量的使用经验。目前，美国设计的超临界轻水快堆和日本设计的大型快堆电站也都选用氢化锆作为慢化材料［1］。在上述应用过程中，氢化锆的高温释氢和中子辐照下的尺寸形变一直是最受关注的两个研究问题，为此各国研究人员开展了大量试验工作并且得到了一些有价值的结论。

1 氢化锆相图

氢化锆一般通过金属锆放置在高温氢气中保温一段时间制得。氢化锆的相图如图1所示，当H/Zr比在1.54～1.66时，氢化锆是fcc结构的δ相；当H/Zr比在1.67～1.69时，氢化锆是fcc与fct结构并存的δ-ε相；当H/Zr比在1.70～1.95时，氢化锆是fct结构的ε相。在氢化锆的应用和研究过程中，H/Zr比在1.6附近的δ-氢化锆和H/Zr比在1.8附近的ε-氢化锆所积累的试验数据最多，其中美国和日本倾向于使用H/Zr比在1.6附近的δ-氢化锆，而俄罗斯倾向于使用H/Zr比大于1.8的ε-氢化锆。

2 高温释氢行为

在高温释氢方面，W.Wang等人给出了氢化锆在200℃～1000℃下的氢气饱和分解压表达式［2］，如下式所示。

其中C是H/Zr比。俄罗斯为了保证空间堆中应用氢化锆的可靠性进行了氢气释放量的测定试验，其结果表明氢化锆在650℃以下工作10年后的氢气释放量不超过2％［3］。在BN-600辐照后的ZrH1.87和ZrH1.91的氢含量测量结果表明，在673K～773K下经过6×1026n/ m2中子辐照后的氢化锆基本没有氢含量的损失［4］。美国在超临界轻水快堆中的研究表明氢化锆慢化组件运行4年后的氢含量下降约2.5％，对反应堆运行基本没有影响［1］。

3 中子辐照性能

在辐照性能研究方面，氢化锆经过中子辐照后的尺寸形变数据总结如表1所示。

表1　氢化锆中子辐照后的尺寸形变

在中子辐照方面，Paetz.P等人的研究表明在580℃下经过1.15×1025n/m2中子辐照后的ε-氢化锆体积膨胀是0.5％，而δ-氢化锆基本没有变化［5］。

Primakov等人也报道了ε-氢化锆在673～773K下经过6×1026n/m2中子辐照后体积膨胀为5％。另外，在EBR-II上的辐照试验表明经历了5-7×1026n/m2中子辐照后的ZrH1.5和ZrH1.7基本没有明显的体积变化出现，故氢化锆具有良好的耐辐照性能，可以在反应堆中长期使用［6］。

4 结论

根据氢化锆的应用状况发现，美国和日本的研究者认为δ-氢化锆比ε-氢化锆耐辐照肿胀性能好，高温释氢速率慢，因此，在超临界轻水快堆和商用快堆电站设计中均选择H/Zr比是1.6的δ-氢化锆作为慢化材料。由于单位体积δ-氢化锆比ε-氢化锆的慢化能力要弱，因此，俄罗斯使用ε-氢化锆作为空间堆慢化材料，但是对反应堆系统的阻氢能力要求会提高很多。

［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

付晓刚，中国原子能科学研究院，研究方向为氢化锆和快堆蒸汽发生器材料。