ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Возвращаясь к проблеме использования бора-10 в регулирующих стержнях ядерных реакторов, отметим, что образующиеся в них в результате реакции ®В (п, а) литий и гелий играют в данном случае отрицательную роль [41, 42], связанную с тем, что они занимают в стержне объём в 20 раз больший, чем исходный атом бора. Накопление в стержнях при высоких температурах гелия приводит к появлению в них трещин и нарушению структуры материала. Однако указанный недостаток имеет заметно меньшее значение в случае использования карбида бора в виде металлокерамики с окисью алюминия, поскольку стержни из этого материала в процессе облучения почти не меняют объёма и не образуют трещин [32, 34]. Например, цилиндрический образец, содержащий 2,2% вес. В4С в А12О3, при выгорании бора, равном почти 100%, увеличивается в диаметре всего на 1,2%, длина образца не изменяется, а его пористость находится в пределах 15-35%. Высокой радиационной стабильностью вплоть до интегральных нейтронных потоков 4,6 • 10 ® нейтронов/см обладают также материалы из ®В, диспергированного в стали или титане [32].