编辑: 梦里红妆 2018-12-24
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1 7 高效慢化材料氢化锆的研制 尹昌耕? ( 中国核动力研究设计院,核燃料及材料国家级重点实验室,成都,610041)摘要氢化锆作为一种新兴的屏蔽、慢化材料,由于ZrHx的氢含量高和密度较低,可作为空间核反应堆的中子慢化材料.

俄罗斯巳将其作为一种新型高效的屏蔽和慢化材料进行研究;

日本巳将其应用于MUTSU核动力船压力容器顶部和主屏蔽体之间的空隙处,它可以在220 ° C 运行温度下保持良好的屏蔽效果.在我国研制的热离子核反应堆中子物理模拟实验样机中,固态氢化锆中子慢化剂圆盘是物理样机堆芯必不可少的部件,该材料部件的研制成功与否关系到整个热离子反应堆电源系统的发展.开展氢化锆慢化材料的研制不仅具有较高的研究和应用价值,而且具有较高的经济价值,市场应用前 景广阔.中国核动力研究设计院巳建立了完整的氢化装置及其检测系统,经过多年的研究实验,积累了大量金属锆及锆合金的氢化工艺 的数据和经验,建立了一整套氢化锆工艺控制、成品检验的规程和相 关企业标准. 关键词:氢化锆慢化屏蔽? Development of Zirconium Hydride Highly Effective Moderator Materials (In Chinese^ Y I N Changgeng (National Key Laboratory for Nuclear Fuel and Material, Nuclear Power Institute of China, Chengdu,610041) ABSTRACT The zirconium hydride w i t h highly content of hydrogen and low density is new efficient moderator material for space nuclear power ractor, Russia has re- searched it to use as new highly moderator and radiation protection materials. Japanese has located it between the top of pressure vessel and the main protec- tion as a shelter, the w o r k temperature is rach to

220 °C. T h e zirconium hydride moderator blocks are main parts of space nuclear power reactor. Development of zirconium hydride moderator materials have strength research and apply val- ue. Nuclear Power Research and Design Instituteoh China( N P I C ) has set up the hydrogenation device and inspect systems,and accumurate a large of experience about zirconium hydride,also set up a strict system of Q A and QC. Key words: Zirconium hydride,Moderator, Radiation protection 、 r . 、 刖? 目? 氢化锆作为一种新兴的屏蔽、慢化材料,由于的氢含量高和密度较低,可作为空? 间核反应堆的中子慢化材料.此外,氢化锆使用温度可高达550? 在反应堆温度较高的中? 子泄漏区,用它作为中子慢化材料效果更好.俄罗斯已将其作为一种新型高效的屏蔽和慢? 化材料进行研究;

日本已将其应用于MUTSU核动力船压力容器顶部和主屏蔽体之间的空? 隙处,它可以在220 T:运行温度下保持良好的屏蔽效果.? 我国研制的热离子核反应堆中子物理模拟实验样机,是 十五 国防重点预研课题 军用? 核反应堆电源 的主要研究内容.堆芯是反应堆的核心,固态氢化锆中子慢化剂圆盘是物理? 样机堆芯必不可少的部件,该材料部件的研制成典与否关系到整个热离子反应堆电源系统? 表1氢慢化剂材料含氢密度? 材料 H原子/102

2 cm3 液氢(一253 °C) 4..

2 液体甲烷(一164 °C) 6..3 水(20°C) 6,4 水(280 °C) 4..

8 Ca(OH)2 (600 C) 5..

1 ZrHi x(600 °C) 6..0 ZrH2 7.2 表2锆物理性能? 元索? 密度八g/cm3 )? 与铍的热中子截获面的对比? 熔点/ C Be 1..

85 1.

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283 Mg 1?

74 8,

3 650 Zr 6,50 25.

5 1

845 Nb 8.57 151..

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