核材料的辐照效应共36页文档
(优选)核材料的辐照效应
所致。
二铁合金的粒子辐照效应
1 辐照对12Cr-ODS钢氧化物稳定性影响 利用氢离子（H+）束和电子（e-）束，双束（H+/e-）同时 辐照用化学浸润法制备的新型12Cr-ODS铁素体钢，研究辐 照对12Cr-ODS钢氧化物稳定性的影响。对不同辐照剂量下 原位观察辐照区内氧化物形貌的变化过程发现：辐照前和 15dpa辐照后约10-20nm氧化物的尺寸并没有明显变化，而氧 化物周围出现微小高密度空洞并没有影响氧化物的稳定性。 当辐照温度升高至823K时，大尺寸的氧化物Y2O3与基体的 相界面变得不规则，但氧化物颗粒尺寸并不发生明显变化。 实 弥验散结强果化表相明Y2：O3弥与散铁强素化体相相Y界2O面3尺变寸得稳粗定糙，与无氢明的显存溶在解，现促象进。 铁素体内空位向Y2O3氧化物扩散有关。
离子辐照前后实验材料的显微组织
3.450 ℃高能电子辐照对CLAM 钢微观结构 的影响
为了研究低活化马氏体CLAM 钢的抗辐照肿胀性 能,在450 ℃下对CLAM 钢进行大剂量高能电子辐 照的原位动态实验. 利用超高压透射电子显微镜观 察发现,CLAM 钢中产生了大量的间隙原子型位错 环和多面体形状的辐照空洞. 分析了它们的形核和 长大规律以及相关机制. 计算表明,CLAM 钢在高 能电子辐照下的最大肿胀率为0.26 % ,具有较好 的抗辐照肿胀性能.
理论计算辐照环境下纳米晶材料的结构变化
A 传统晶态合金
B 纳米晶材料
1 Bai XM, etc., Science, 327, 1631 (2010);
2 Ackland G, Science, 327, 1587 (2010)
一 锆合金的辐照效应
❖ 1. 单位体量材料积中位移原子数与原子总数之比 定义为原子位移（dpa），通常以其值来衡的辐 照损伤程度，在典型轻水堆电站中锆合金包壳每 一次循环下所受到的辐照损伤为20(dpa)，约相当 于10-7dpa/s,可见很严重。
中子辐照效应
中子辐照效应1.引言中子辐照效应，是指材料在中子辐照下所发生的各种变化。
中子辐照效应不仅对材料的性质和性能产生影响，而且对核反应堆燃料、材料辐照损伤等方面也有着重要的影响。
本文将会探讨中子辐照效应的概念、分类、影响以及应用等方面。
2.中子辐照效应的分类2.1 根据中子源中子有不同的来源，如自然界中天体宇宙射线、核反应堆中的反应中子等，因此中子辐照效应可以根据中子的来源分为自然辐照和人工辐照。
2.2 根据辐照方式根据辐照方式，中子辐照效应可分为延时损伤（DD）、瞬变损伤（MD）和氨气处理损伤（HT）。
延时损伤就是中子照射后电阻率随时间的变化，在核反应堆应用的燃料材料辐照实验中较为常见。
瞬变损伤就是指材料在短时间内受到大量中子轰击所形成的无序区，通常是用中子束进行瞬变损伤实验。
氨气处理损伤主要是指较长时间在大气中长期暴露的、被氨气污染的核反应堆材料。
3.中子辐照效应的影响中子辐照对材料的影响是多方面的，具体表现为以下几个方面。
3.1 结构和性质的变化中子照射会给材料的晶体结构带来变化，这种变化涉及到了晶体结构的各个方面，如点缺陷、位错、晶界等。
这些变化进一步影响了材料的各种性质，如热学性质、机械性质、电学性质等。
3.2 辐射损伤材料在中子辐照下会出现大量的辐射损伤。
这种辐射损伤主要有原子核反应、位移反应和电子-离子相互作用等。
3.3 微观结构的变化中子辐照会引起晶体结构变化，从而导致材料微观结构的改变。
这种微观结构的变化涉及到了晶体缺陷的生成和变形等。
3.4 氢气脆化中子辐照还会使材料中产生大量的杂质氢，这种氢气脆化进一步影响了材料的性能，甚至可能导致材料的破裂。
4.中子辐照效应的应用中子辐照效应不仅对材料的性质和性能产生影响，而且对核反应堆燃料、材料辐照损伤等方面也有着重要的影响。
以下列举一些中子辐照效应的应用。
4.1 核反应堆材料核反应堆材料的辐照损伤行为是影响核反应堆安全和寿命的一个重要方面。
聚合物辐照效应
辐照效应（radiation effects）固体材料在中子，离子或电子以及γ射线辐照下所产生的一切现象。
辐照会改变材料的微观结构，导致宏观尺寸和多种性质的变化，对核能技术或空间技术中使用的材料是个重要问题。
在晶体中，辐照产生的各种缺陷一般称为辐照损伤。
对于多数材料而言，主要是离位损伤。
入射离子与材料中的原子核碰撞，一部分能量转换为靶原子的反冲动能，当此动能超过点阵位置的束缚能时，原子便可离位。
最简单的辐照缺陷是孤立的点缺陷，如在金属中的弗仑克尔缺陷对（由一个点阵空位和一个间隙原子组成）。
级联碰撞条件下，在约10 nm 直径的体积内产生数百个空位和数百个间隙原子。
若温度许可，间隙原子和空位可以彼此复合，或扩散到位错、晶界或表面等处而湮没，也可聚集成团或形成位错环。
一般地说，电子或质子照射产生孤立的点缺陷。
而中等能量(10-100KeV)的重离子容易形成空位团及位错环，而中子产生的是两种缺陷兼有。
当材料在较高温度受大剂量辐照时，离位损伤导致肿胀，长大等宏观变化。
肿胀是由于体内均匀产生的空位和间隙原子流向某些漏（如位错）处的量不平衡所致，位错吸收间隙原子比空位多，过剩的空位聚成微孔洞，造成体积胀大而密度降低。
辐照长大只有尺寸改变而无体积变化，仅在各向异性显著的材料中，由于形成位错环的择优取向而造成。
离位损伤造成的种种微观缺陷显然会导致材料力学性能变化，如辐照硬化、脆化以及辐照蠕变等。
辐照缺陷还引起增强扩散，并促使一系列由扩散控制或影响的过程加速进行，诸如溶解，沉淀，偏聚等，并往往导致非平衡态的实现。
对于某些材料如高分子聚合物，陶瓷或硅酸盐等，另一类损伤，即电离损伤也很重要。
入射粒子的另一部分能量转移给材料中的电子，使之激发或电离。
这部分能量可导致健的断裂和辐照分解，相应的引起材料强度丧失，介电击穿强度下降等现象。
结构材料中子辐照后主要产生的效应·1）电离效应：指反应堆中产生的带电粒子和快中子与材料中的原子相碰撞，产生高能离位原子，高能的离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，使电子跳离轨道，产生电离的现象。
第五章辐照效应。
第五章辐照效应。
第五章辐照效应辐照损伤是指材料受载能粒子轰击后产生的点缺陷和缺陷团及其演化的离位峰、层错、位错环、贫原子区和微空洞以及析出的新相等。
这些缺陷引起材料性能的宏观变化，称为辐照效应。
辐照效应因危及反应堆安全，深受反应堆设计、制造和运行人员的关注，并是反应堆材料研究的重要内容。
辐照效应包含了冶金与辐照的双重影响，即在原有的成分、组织和工艺对材料性能影响的基础上又增加了辐照产生的缺陷影响，所以是一个涉及面比较广的多学科问题。
其理论比较复杂、模型和假设也比较多。
其中有的已得到证实，有的尚处于假设、推论和研究阶段。
虽然试验表明，辐照对材料性能的影响至今还没有确切的定量规律，但辐照效应与辐照损伤间存在的定性趋势对实践仍有较大的指导意义。
5.1 辐照损伤1. 反应堆结构材料的辐照损伤类型反应堆中射线的种类很多，也很强，但对金属材料而言，主要影响来自快中子，而α，β，和γ的影响则较小。
结构材料在反应堆内受中子辐照后主要产生以下几种效应：1) 电离效应：这是指反应堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，而使其跳离轨道的电离现象。
从金属键特征可知，电离时原子外层轨道上丢失的电子，很快被金属中共有的电子所补充，所以电离效应对金属性能影响不大。
但对高分子材料，电离破坏了它的分子键，故对其性能变化的影响较大。
2) 嬗变：受撞原子核吸收一个中子变成异质原子的核反应。
即中子被靶核吸收后，生成一个新核并放出质子或α带电粒子。
例如：嬗变反应对含硼控制材料有影响，其它材料因热中子或在低注量下引起的嬗变反应较少，对性能影响不大。
高注量（如：>1023 n/m 2）的快中子对不锈钢影响明显，其组成元素大多都通过（n,α)和（n,p）反应产生He 和H ，产生辐照脆性。
HeLi n B 427310105+→+H N n O 11167168+→+3) 离位效应：碰撞时，若中子传递给原子的能量足够大，原子将脱离点阵节点而留下一个空位。
第七讲 核材料的辐照效应讲解
3. 在（2~3）×1019n/cm2的注量后观察到了 空位环和空位间隙，这时产生的空位环主要 是<a>型1/3<1120>环，空位环和间隙环大体 上均衡发展是锆合金的特点，其比例取决于 辐照温度和注量，注量达到 (3~8)×1021n/cm2后还产生<c>型1/6<2023> 环，这只是空位环。与不锈钢不同，中子辐 照下锆合金中未发现空洞的存在。
Zr-4合金的中子辐照生长
对由两厂分别生产的Zr-4包壳管样品在重水
堆内进行中子辐照试验, 辐照温度为610K, 快中
子注量为4.2×1020/cm2(E>1.0MeV)。试验结
果表明, Zr-4管的辐照生长应变随辐照中子注量
增加呈线性增加。两厂生产的Zr-4包壳管的生
长应变可用
表达式描述,
两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响
辐照对拉伸性能的影响
中子辐照铝的微观结构变化
铝的中子辐照实验是与硅的中子辐照同 时进行的。中子辐照时, 纯铝箔(纯度为99. 999% )包裹着硅。中子辐照实验在核反应 堆中进行, 辐照剂量为1015 —1016 neutron / cm2。辐照试样取出后, 放置一定时间, 等 到放射性降低后再对试样进行分析。利用 扫描电子显微镜( SEM) 、透射电子显微镜 ( TEM)和纳米显微力学硬度计对中子辐照 后的纯铝试样进行分析。
随着注量提高到4×1026n/m2，牌号1100技术纯铝不断 提高着强度极限和屈服极限，但相对延伸率仍然完全没变化。 甚至在高注量辐照下，也不会使铝明显脆化。加工变形铝的 特点是，辐照不但提高了强度性能，同时还保持了足够高的 塑性，所以铝的性能辐照后可能比辐照前要好
核材料的辐照损伤机制研究
核材料的辐照损伤机制研究在当今的能源领域，核能作为一种高效、清洁的能源形式，具有巨大的潜力和重要性。
然而，核材料在长期的辐照环境下会发生损伤，这严重影响了核反应堆的安全性和可靠性。
因此，深入研究核材料的辐照损伤机制对于核能的可持续发展至关重要。
首先，我们需要了解什么是辐照。
辐照是指高能粒子（如中子、质子、电子等）与物质相互作用，将其能量传递给物质中的原子和分子，从而导致物质的结构和性能发生变化的过程。
在核反应堆中，核燃料（如铀、钚等）和结构材料（如不锈钢、锆合金等）会受到强烈的辐照。
核材料在辐照下会产生多种损伤形式。
其中，最常见的是原子位移。
当高能粒子与原子核发生碰撞时，会将原子核撞离其原来的位置，形成空位和间隙原子。
这些缺陷会破坏晶体的晶格结构，导致材料的力学性能下降，如硬度增加、延展性降低等。
除了原子位移，辐照还会导致材料中的杂质原子聚集和沉淀。
杂质原子在辐照下会获得能量，从而更容易扩散和聚集。
这些杂质的聚集和沉淀会进一步影响材料的性能，例如降低材料的热导率和耐腐蚀性。
此外，辐照还会引发相变。
在高温和辐照的共同作用下，核材料的晶体结构可能会发生转变，从而改变材料的物理和化学性质。
例如，某些金属在辐照下可能会从面心立方结构转变为体心立方结构，导致材料的脆性增加。
那么，辐照损伤是如何影响核材料的性能的呢？首先，辐照损伤会导致核材料的肿胀和变形。
由于空位和间隙原子的产生和聚集，材料的体积会增大，从而引起肿胀。
同时，材料内部的应力分布不均匀，会导致变形和开裂。
其次，辐照损伤会降低核材料的热导率。
材料中的缺陷会阻碍热传递，从而影响反应堆的冷却效果，增加反应堆运行的风险。
再者，辐照损伤会削弱核材料的耐腐蚀性能。
材料表面的缺陷会成为腐蚀介质的侵入通道，加速腐蚀过程，缩短核材料的使用寿命。
为了研究核材料的辐照损伤机制，科学家们采用了多种实验方法和技术。
其中，离子辐照实验是一种常用的手段。
通过向材料表面注入高能离子，可以模拟核反应堆中的辐照环境，从而研究材料的损伤行为。
核材料辐照效应
第四章
主讲：黄群英
FDS 团队
中国科学技术大学 核科学技术学院 中国科学院 等离子体物理研究所
E-mail: qyhuang@
裂变堆结构与材料
堆芯 堆 内构件 控制
棒 反射层 压力容器
裂变堆原理图
压水堆结构图
聚变堆结构与材料
严酷 服 役环境
》 离位损伤的计算机模拟
模拟和定量计算材料中的级联碰撞和离位原子在材料中的分布形态。
右图为约500个原子的铜单晶点 阵原子的受撞模拟：
图a：级联碰撞过程 图b：缺陷（离位原子和空位） 的分布
注意，本章中离位损伤的计算均未考虑缺陷的回复（如间隙原子与邻近空位的复合）
离位峰和热峰
》 离位峰
Brinkman提出描绘级联碰撞结束时的Frenkel缺 陷分布模型：PKA 的高密度碰撞会驱使沿途碰撞 链上的原子向外运动，因此在级联碰 撞区域中心 附近的缺陷主要是空位，而间隙原子则分布在中 心空位 区的周边外围。这种空位和间隙原子相互 分离的现象称为离位峰。
第一节 辐照原理
1 碰撞与离位 碰撞Hale Waihona Puke 能量传递离位阈能和入射粒子阈能
2 级联与损伤函数 3 离位损伤剂量 离位原子数 计
算机模拟
4 微观结构 离位峰与热峰 沟道
效应和聚焦碰撞 Seeger对离位峰 的修正
碰撞与能量传递
先不考虑晶体效应和原子间的作用势，仅从经 典力学计算。设质量为M1和能量为E0的中子 与质量为 M2的靶原子发生碰撞。
•原子将脱离点阵节点而留下空位，离位原子而不能跳回原位时， 停留在品格间隙之中形成 间隙原子。间隙原子和留下的空位合称 为Frenkel对缺陷，这种损伤类型成为离位。
核材料的辐照损伤行为
核材料的辐照损伤行为核材料是一种特殊的材料，被广泛应用于核能发电、核武器以及其他许多领域。
然而，随着核材料长期受到辐射的影响，其内部结构和性能会发生损伤，这就是核材料的辐照损伤行为。
本文将探讨辐照损伤的机理、影响因素以及相关研究的应用。
首先，辐照损伤的机理是核材料长期受到高能粒子的辐射而发生不可逆的结构变化。
核材料中的原子在辐照过程中会不断受到碰撞，导致晶格缺陷的形成。
这些缺陷包括点缺陷、位错和孔隙等，破坏了原子排列的完整性。
随着辐照剂量的增加，这些缺陷会在核材料中积累并相互作用，导致材料的性能下降。
辐照剂量是影响辐照损伤行为的重要因素之一。
辐照剂量越高，材料中的缺陷数量就越多，相互作用和扩散速度也会增加。
不同的核材料对辐照剂量的响应也有所不同，例如钢材辐照损伤的阈值剂量要高于铝材料。
此外，辐照温度也对辐照损伤行为起到重要影响。
在较高温度下，原子的扩散速度更快，缺陷的形成和扩散过程更容易发生。
因此，一般情况下较高温度下的核材料比低温下的材料更容易受到辐照损伤。
除了剂量和温度，材料的结构和成分也会影响辐照损伤行为。
不同的晶体结构和微观组织使得材料对辐照响应有所不同。
例如，面心立方结构的材料比体心立方结构的材料更耐辐照损伤。
此外，添加合金元素或掺杂材料也可以改善材料的辐照稳定性，减少损伤的发生。
为了深入理解核材料的辐照损伤行为，科学家们开展了大量的研究。
他们使用不同的实验方法和模拟技术，分析辐照损伤的机理和过程。
例如，通过高分辨率电子显微镜观察材料内部的缺陷和位错，以及使用辐射损伤模拟装置模拟实际辐照条件。
这些研究为改善核材料的性能和安全性提供了重要的依据。
辐照损伤行为的研究不仅在核能领域有应用，还涉及到其他领域的材料科学。
例如，在航空航天领域，辐射物质也可能对航天器和航空材料产生损伤。
因此，对于辐照损伤行为的研究，可以帮助科学家们设计出更耐辐照材料，以确保核能发电站的安全性，提高航天器的可靠性。
综上所述，核材料的辐照损伤行为是一个复杂且重要的研究领域。
核电厂材料_2_第四章材料的辐照效应
离位峰模型
辐照效应
• 金属点阵中存在大量的空位和间隙原子会大大增 加金属的硬度， 降低它的延性。许多材料的体积 会明显增加（如石墨、金属铀）。在各向异性的 晶体中会发生定向生长和严重畸变。
辐照效应
• 位移峰: 一个高能粒子击出的级联碰撞原子趋向于积聚在 粒子运动的初级方向上，影响的区域称为位移峰，其长度 约10nm。被击出的初级位移原子将沿垂直于初级原子径 迹方向，继续运动几个原子的距离，然后停留在间隙位置 上，形成一个间隙原子壳。
这个极小体积所获得的能量在短时间内转变为热能，并 使间隙原子壳发生熔化。在此熔融区内原子重新排列，由 于接着而来的迅速冷却使原子冻结在畸变后的位置上，出 现了包含大量空位和间隙原子的离位峰。
材料的辐照效应
• 2）辐照肿胀 辐照导致材料中产生大量的缺陷，缺陷聚集后产生空
位位错环和间隙位错环。空位位错环不易坍塌，因为核反 应产生的氦气易聚集在空位位错环内，而使其形成三维的 空洞造成体积膨胀；间隙位错环坍塌后在原晶体中多了一 个原子面，使体积增加。因此辐照导致材料的肿胀。
• 辐照肿胀与温度有关。如不锈钢大约在0.3-0.5Tm下辐 照肿胀量最大（当中子通量达1027n/m2时，肿胀可达 15%）。 低于此温度，空位、间隙原子可动性不大，被 冻结在材料中，高于此温度，缺陷复合的机会增加，肿胀 量就会减少。
– 核转化生成异种原子的反应（n, α), ( Nhomakorabea, p)反应
例
10 5
B
n
37
Li 24
He
第七讲-核材料的辐照效应
CLAM 钢在450 ℃电子辐照时的微观结构变化. (a) 0 dpa ; (b) 3.6 dpa ; (c) 10 dpa ; (d) 11.5 dpa ; (e) 13.2 dpa ; (f) 13.8 dpa
图 (a) 是刚刚开始辐照时的微观结构. 从中可以看 出,钢中存在一定数量的均匀分布的位错环,位错环 的平均直径为13 nm. 伴随着辐照损伤量的增加,位 错环不断长大,位错环的密度也在增加,当辐照损伤 量达到11.5 dpa 时(图4.1 ( d) ) ,位错环最大,继续 增加辐照损伤量,最大位错环的大小基本保持不变; 但位错环的数密度增加,比较小的位错环继续长大. 从图4.1 中可以看到,当辐照损伤量达到10 dpa (图 4.1 (c) ) 之前,位错环的数密度增加较慢,当辐照损 伤量达到10 dpa (图4.1 (c) ) 以后,位错环的数密度 迅速增加,以至于辐照损伤量达到13.2dpa (图4.1 (e) ) 以后,看到的位错环的分布密度很大;由于在辐 照过程中的每一时刻产生的间隙原子的数量是一 定的,这将产生“位错环直径增长较快时其数密度 增长较慢、位错环直径增长较慢时其数密度增长 较快”的结果.
核材料的辐照效应本质
粒子辐照，特别是中子辐照时，粒子与原子的各种 碰撞效应导致受激发原子的自由迁移，再通过撞击 其他原子导致级联效应的产生。在此过程中，缺陷 萌生、长大，并集中于晶界，甚至于材料表面。微 观的空位、空穴等缺陷长大、集中，发展为介观到 宏观尺度的空洞，最终导致材料的结构变化和损伤， 性能失效。因此，被激发原子的随机迁移性与晶体 内部结构的有序性之间的矛盾是制约晶态合金耐辐 照性的最根本原因。
辐照前12Cr-ODS钢组织形貌
723K双束辐照后氧化物形貌变化
823K双束辐照后氧化物形貌变化
核材料辐照效应
模拟和定量计算材料中的级联碰撞和离位原子在材料中的分布形态。
右图为约500个原子的铜单晶点 阵原子的受撞模拟：
图a：级联碰撞过程 图b：缺陷 （离位原子和空位）
的分布
注意，本章中离位损伤的计算均未考虑缺陷的. 回复（如间隙原子与邻近空位的复合）
离位峰和热峰
》 离位峰
Brinkman提出描绘级联碰撞结束时的Frenkel缺 陷分布模型：PKA的高密度碰撞会驱使沿途碰撞 链上的原子向外运动，因此在级联碰撞区域中心 附近的缺陷主要是空位，而间隙原子则分布在中 心空位区的周边外围。这种空位和间隙原子相互 分离的现象称为离位峰。
.
Brinkman离位峰 热峰周围的温度变化
沟道效应与聚焦碰撞
》 沟道效应
离位原子沿材料中点阵密排晶向围成的间隙腔入 射时，碰撞距离比较长的现象。
沟道效应易出现在级联碰撞的高能阶段。
特点是不产生大量点缺陷。
》 聚焦碰撞
指级联碰撞时每级离位原子的散射角逐级减
小，并按某一晶向以准直线方式传递能量和输 送原子的碰撞过程。
.
碰撞与能量传递
先不考虑晶体效应和原子间的作用势，仅从经 典力学计算。设质量为M1和能量为E0的中子 与质量为M2的靶原子发生碰撞。
》正碰
根据弹性碰撞中能量和动量的守恒方程，可 求出中子传给靶原子的最大能量（二体迎头 正碰撞时） 为
（μ：中子能量损失系数）
》随机碰撞 将直角坐标换成质心系(二体质心同速运动)坐标参数后，代入能
与撞出概率的关系中建立的。
K-P模型有如下许多简化假定： (1) 所有串级碰撞都是同类原子刚性球的二体碰撞； (2) 只计两原子间的作用势，不考虑晶格影响； (3) PKA撞出晶格原子的离位概率Pd(T)与被击原子接受的能量T的关系用单值
材料辐照效应与核电材料--内含精选动图
1、辐照缺陷的产生过程
氦是惰性气体，不易溶于固体材料，因此一旦 金属中引入氦后，氦将与金属中点阵原子和缺 陷发生相互作用，最终导致金属微观结构和宏 观性质发生变化。
氦的存在形态有: 1)单个原子及原子团 2)氦泡
(3)级联碰撞 氦气泡、氢气泡
1、辐照缺陷的产生过程
氦泡形成后，可通过三种方式继续长大:
A、核电用钢
双相不锈钢
铁素体-奥氏体型双相不锈钢发展思路： 奥氏体不锈钢抗应力腐蚀性能较低 而铁素体不锈钢抗晶间腐蚀能差
A、核电用钢
双相不锈钢
I、铁素体分布在奥氏体中，提 高强度，增加导热性能，降低 焊接热裂纹倾向。塑性较高的 奥氏体降低了铁素体的脆性。
II、抗晶间腐蚀的原因。 铁素体钢的晶间腐蚀是由于在 晶界析出含Cr化合物Cr23C6。 双相钢中，C富集在奥氏体中， Cr富集在铁素体中。所以C和 Cr相遇的可能性明显降低， Cr23C6形成量减小，不会链接 成网状。
金属锆的物理性质
塑性比较差
原子序数 原子量
密度(g/cm3) 熔点(℃) 沸点(℃)
热膨胀系数(1/℃) 导热率(W/m℃)
40 91.22
6.5 1845 3852 4.9×10-6 16.7 (125℃)
晶体结构
热中子吸收 截面(靶)
<862℃ 密排六方
>862℃ 体心立方
a=0.323nm a=0.361nm
1)吸收新引入的或者热迁移来的氦原子或吸收空位。 2)迁移-合并机制。 3) Ostwald熟化长大。在热平衡时，氦泡的压强与大小有 关，小氦泡的内部压强小，大氦泡内压强大，因此不同尺 寸的氦泡之间存在着氦原子浓度梯度，这种浓度梯度使得 小氦泡的氦原子重新溶解而扩散到大泡，导致小的氦泡消 失，大的氦泡长大。