1. IntroductionZirconium alloys are

1. Introduction
Zirconium alloys are widely used as structural materials in nuclear
reactors because of their low neutron absorption crosssection,
good mechanical properties and outstanding corrosion
resistance, which makes them uniquely suited as in-reactor materials,
such as fuel claddings [1e8]. Zirconium alloys are also used as
function materials such as neutron moderators in nuclear reactors
due to their ability to absorb hydrogen. They are hydrided to zirconium
hydrides and bring the hydrogen atoms directly into the
fuel rod to moderate nuclear fuel [9,10]. Recently, with the development
of nuclear fusion reactors, zirconium alloys have become
candidates for carrying deuterium due to their excellent deuterium
storage properties [11,12]. It has been reported that zirconium has a
maximum deuterium absorption capacity of 4.2% (mass), low
deuterium dissociation pressure at room temperature, and fast
deuterium release rate at elevated temperature [13e16], and has
been regarded as the most competitive deuterium storage material
in this field. However, zirconium alloys will crack or bulge after
deuterium absorption, which makes them unsuitable for use as a
bulk deuterium carrier. At present, there is very little information
published on the cracking mechanism of zirconium after deuterium
absorption. In this paper, the effect of deuterium absorption temperature,
deuterium absorption pressure and interrupted cooling
on the cracking of deuterium absorption Zircaloy-4 alloy have been
studied, and the mechanism for deuterium absorption cracking is
also discussed based on phase structure analysis.

ผลลัพธ์ (ไทย) 1:

1. บทนำโลหะผสมของเซอร์โคเนียมใช้เป็นวัสดุโครงสร้างในนิวเคลียร์เตาปฏิกรณ์เนื่องจาก crosssection ของพวกเขาดูดซับนิวตรอนต่ำคุณสมบัติทางกลที่ดีและการกัดกร่อนดีต้านทาน ซึ่งทำให้พวกเขาโดยเฉพาะเหมาะเป็นวัสดุในเครื่องปฏิกรณ์เช่นน้ำมันเชื้อเพลิง claddings [1e8] โลหะผสมของเซอร์โคเนียมยังใช้เป็นวัสดุฟังก์ชันเช่นผู้ควบคุมนิวตรอนในเตาปฏิกรณ์นิวเคลียร์เนื่องจากความสามารถในการดูดซับไฮโดรเจน จะ hydrided กับเซอร์โคเนียมhydrides และอะตอมไฮโดรเจนลงในเหล็กน้ำมันบรรเทาเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ [9,10] ล่าสุด กับการพัฒนาของเตาปฏิกรณ์นิวเคลียร์ฟิวชัน เป็นโลหะผสมของเซอร์โคเนียมสำหรับการพกพาดิวเทอเรียมจากดิวเทอเรียมที่ยอดเยี่ยมของพวกเขาจัดเก็บคุณสมบัติ [11,12] มีรายงานเซอร์โคเนียมที่มีการกำลังดูดซึมสูงสุดดิวเทอเรียม 4.2% (มวลชน), ต่ำดิวเทอเรียม dissociation ดันที่อุณหภูมิห้อง และรวดเร็วดิวเทอเรียมออกที่อุณหภูมิสูง [13e16], และมีแล้วถือเป็นวัสดุเก็บดิวเทอเรียมแข่งขันมากที่สุดในฟิลด์นี้ อย่างไรก็ตาม โลหะผสมของเซอร์โคเนียมจะแตก หรือนูนออกมาหลังจากดิวเทอเรียมดูดซึม ซึ่งทำให้พวกเขาไม่เหมาะสมสำหรับใช้เป็นดิวเทอเรียมจำนวนมากของผู้ขนส่ง ในปัจจุบัน มีข้อมูลน้อยมากเผยแพร่บนระบบ cracking ของเซอร์โคเนียมหลังดิวเทอเรียมดูดซึม ในเอกสารนี้ ผลของดิวเทอเรียมดูดซึมอุณหภูมิดิวเทอเรียมดูดซึมความดันและความร้อนถูกขัดจังหวะในการถอดรหัสของดิวเทอเรียมดูดซึม Zircaloy 4 สัมฤทธิ์ได้ศึกษา และกลไกสำหรับถอดดูดซึมดิวเทอเรียมนอกจากนี้ยัง กล่าวถึงขั้นตอนตามโครงสร้างการวิเคราะห์

ผลลัพธ์ (ไทย) 2:

1.
บทนำโลหะผสมเซอร์โคเนียมใช้กันอย่างแพร่หลายเป็นวัสดุโครงสร้างในนิวเคลียร์เครื่องปฏิกรณ์เพราะ
crosssection การดูดซึมของพวกเขานิวตรอนต่ำสมบัติเชิงกลที่ดีและการกัดกร่อนที่โดดเด่นต้านทานซึ่งทำให้พวกเขาเหมาะเป็นวัสดุที่ไม่ซ้ำกันในเครื่องปฏิกรณ์เช่นcladdings เชื้อเพลิง [1e8] โลหะผสมเซอร์โคเนียมยังใช้เป็นวัสดุที่ฟังก์ชั่นต่าง ๆ เช่นผู้ดูแลนิวตรอนในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์เนื่องจากความสามารถในการดูดซับไฮโดรเจน พวกเขาจะไป hydrided เซอร์โคเนียมไฮไดรด์และนำอะตอมไฮโดรเจนโดยตรงเข้าไปในแท่งเชื้อเพลิงถึงปานกลางเชื้อเพลิงนิวเคลียร์[9,10] เมื่อเร็ว ๆ นี้กับการพัฒนาของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ฟิวชันผสมเซอร์โคเนียมได้กลายเป็นผู้สมัครสำหรับการดำเนินการดิวทีเรียมเนื่องจากการดิวทีเรียมที่ดีเยี่ยมของพวกเขาคุณสมบัติการเก็บรักษา[11,12] มันได้รับรายงานว่าเซอร์โคเนียมมีความจุสูงสุดในการดูดซึมไฮโดรเจน 4.2% (มวล) ต่ำดันการแยกตัวออกไฮโดรเจนที่อุณหภูมิห้องและรวดเร็วไฮโดรเจนอัตราการปลดปล่อยที่อุณหภูมิสูง[13e16] และได้รับการยกย่องว่าเป็นวัสดุจัดเก็บไฮโดรเจนแข่งขันมากที่สุดในด้านนี้ แต่ผสมเซอร์โคเนียมจะแตกหรือกระพุ้งหลังจากการดูดซึมไฮโดรเจนซึ่งทำให้พวกเขาไม่เหมาะสมสำหรับการใช้เป็นผู้ให้บริการไฮโดรเจนจำนวนมาก ในปัจจุบันมีข้อมูลน้อยมากที่เผยแพร่ในกลไกการแตกร้าวของเซอร์โคเนียมไฮโดรเจนหลังจากการดูดซึม ในบทความนี้ผลของอุณหภูมิการดูดซึมดิวทีเรียม, ความดันการดูดซึมและดิวทีเรียมขัดจังหวะการระบายความร้อนในการแตกร้าวของการดูดซึมดิวทีเรียมอัลลอย Zircaloy-4 ที่ได้รับการศึกษาและกลไกในการดูดซึมไฮโดรเจนแตกเป็นยังกล่าวขึ้นอยู่กับขั้นตอนการวิเคราะห์โครงสร้าง

ผลลัพธ์ (ไทย) 3:

1 . โลหะผสมเซอร์โคเนียมบทนำ
ใช้กันอย่างแพร่หลายเป็นวัสดุโครงสร้างภายในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์
เพราะการดูดซึมนิวตรอนครอ ซคชั่นต่ำของพวกเขา , สมบัติเชิงกลและความต้านทานการกัดกร่อนที่ดี

โดดเด่นซึ่งทำให้พวกเขาเหมาะสมโดยเฉพาะในวัสดุเครื่องปฏิกรณ์ เช่น เชื้อเพลิง 1e8
[ สงสัย ] โลหะผสมเซอร์โคเนียมยังใช้เป็น
ฟังก์ชันวัสดุ เช่น ผู้ควบคุมนิวตรอนในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์
เนื่องจากความสามารถในการดูดซับไฮโดรเจน พวกเขาจะ hydrided กับโฮเมอร์เซอร์โคเนียม
เอาไฮโดรเจนอะตอมโดยตรงลงในแท่งเชื้อเพลิงเชื้อเพลิงค่า
9,10 [ นิวเคลียร์ ] เมื่อเร็วๆ นี้ กับการพัฒนา
เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ฟิวชั่น , โลหะผสมเซอร์โคเนียมกลายเป็น
ผู้สมัครแบกดิวทีเรียมเนื่องจาก
เสรีไทยที่ยอดเยี่ยมของพวกเขากระเป๋าสมบัติ [ 11,12 ] มันได้รับรายงานว่าเซอร์โคเนียมมี
สูงสุดดิวทีเรียมการดูดซึมความจุ 4.2 % ( มวลชน ) , ความดันต่ำการเสรีไทย
อุณหภูมิห้อง และอัตราการปล่อยดิวทีเรียมอย่างรวดเร็วที่อุณหภูมิ 13e16
[ ]
, และได้ถูกถือเป็นกระเป๋าดิวทีเรียมแข่งขันมากที่สุดวัสดุ
ในฟิลด์นี้ อย่างไรก็ตาม โลหะผสมเซอร์โคเนียมจะแตก หรือ พองหลังจาก
การดูดซึมดิวทีเรียมซึ่งทำให้พวกเขาไม่เหมาะสมสำหรับใช้เป็น
กลุ่มเสรีไทย . ปัจจุบันมีข้อมูลน้อยมาก
เผยแพร่บนแตกกลไกของเซอร์โคเนียมหลังจากการดูดซึมดิวทีเรียม

ในกระดาษนี้ , ผลของอุณหภูมิการดูดซึมเสรีไทยเสรีไทย , ความดันและขัดขวางการดูดซึม

เย็นบนตัวดูดซับโลหะได้
zircaloy-4 ดิวทีเรียมศึกษากลไกการดูดซึมและดิวทีเรียมถอดคือ
ยังกล่าวถึงขึ้นอยู่กับการวิเคราะห์โครงสร้างเฟส