搜索结果: 1-1 共查到“核燃料后处理技术 充氚不锈钢”相关记录1条 . 查询时间(0.1 秒)
对充氚和未充氚的抗氢-2(HR-2)不锈钢样品进行退火处理，利用正电子湮没寿命谱(PAL)以及透射电镜(TEM)等技术探讨不锈钢中氦和微缺陷的相互作用。未充氚样品中，退火温度对缺陷态的影响主要表现为偏聚物在晶界的析出。充氚样品实验中，退火温度小于300℃时，充氚不锈钢中的He原子主要通过自捕获机制在晶内缺陷处聚集成泡；热处理温度为300～600℃时，充氚不锈钢中的He原子主要通过热迁移的方式迁移至...
