Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне

Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне

Исследована коррозионная стойкость материала тепловыделяющих сборок исследовательского реактора ВВР-К - низколегированного алюминиевого сплава САВ-1. Представлены данные мониторинга о состоянии поверхности оболочки стержня автоматического регулирования и стержня-вытеснителя после полного срока экспл...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Дата:2010
Автори: Максимкин, О.П., Яровчук, А.В., Аулова, Д.С., Турубарова, Л.Г., Карбышева, С.В.
Формат: Стаття
Мова:Russian
Опубліковано: Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2010
Теми:
Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок
Онлайн доступ:http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/17384
Теги: Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне / О.П. Максимкин, А.В. Яровчук, Д.С. Аулова, Л.Г. Турубарова, С.В. Карбышева // Вопросы атомной науки и техники. — 2010. — № 5. — С. 78-83. — Бібліогр.: 8 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
id irk-123456789-17384
record_format dspace
spelling irk-123456789-173842011-02-27T12:03:33Z Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне Максимкин, О.П. Яровчук, А.В. Аулова, Д.С. Турубарова, Л.Г. Карбышева, С.В. Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок Исследована коррозионная стойкость материала тепловыделяющих сборок исследовательского реактора ВВР-К - низколегированного алюминиевого сплава САВ-1. Представлены данные мониторинга о состоянии поверхности оболочки стержня автоматического регулирования и стержня-вытеснителя после полного срока эксплуатации в активной зоне реактора и длительного вылеживания во временном водном бассейне. Установлены закономерности развития коррозии в материале, облученном различным флюенсом нейтронов. Дослідженно корозійну стійкость матеріалу тепловиділяючих складок реактора ВВР - низьколегованого алюмінієвого сплаву САВ-1. Представлені дані моніторингу про стан поверхні оболонки стрижня автоматичного регулювання і стрижня-витискувача після повного терміну експлуатації в активній зоні реактора і тривалого вилежіванія в тимчасовому водному басейні. Встановлені закономірності розвитку корозії в матеріалі, опроміненому різним флюєнсом нейтронів. This work was devoted to study of corrosion resistance of the WWR-K fuel assembly shroud material SAV-1 аluminum alloy. The data of monitoring of surface conditions for the casing an automatic control rod and an ejector rod after full operating in the reactor core and long storage in a temporary water pool were presented. Some regularities of corrosion development in material, irradiated with different neutron fluence were obtained. 2010 Article Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне / О.П. Максимкин, А.В. Яровчук, Д.С. Аулова, Л.Г. Турубарова, С.В. Карбышева // Вопросы атомной науки и техники. — 2010. — № 5. — С. 78-83. — Бібліогр.: 8 назв. — рос. 1562-6016 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/17384 669.71:620.19 ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection DSpace DC
language Russian
topic Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок
Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок
spellingShingle Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок
Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок
Максимкин, О.П.
Яровчук, А.В.
Аулова, Д.С.
Турубарова, Л.Г.
Карбышева, С.В.
Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне
description Исследована коррозионная стойкость материала тепловыделяющих сборок исследовательского реактора ВВР-К - низколегированного алюминиевого сплава САВ-1. Представлены данные мониторинга о состоянии поверхности оболочки стержня автоматического регулирования и стержня-вытеснителя после полного срока эксплуатации в активной зоне реактора и длительного вылеживания во временном водном бассейне. Установлены закономерности развития коррозии в материале, облученном различным флюенсом нейтронов.
format Article
author Максимкин, О.П.
Яровчук, А.В.
Аулова, Д.С.
Турубарова, Л.Г.
Карбышева, С.В.
author_facet Максимкин, О.П.
Яровчук, А.В.
Аулова, Д.С.
Турубарова, Л.Г.
Карбышева, С.В.
author_sort Максимкин, О.П.
title Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне
title_short Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне
title_full Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне
title_fullStr Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне
title_full_unstemmed Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне
title_sort коррозионная стойкость алюминиевого сплава сав-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ввр-к и хранения в водном бассейне
publisher Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
publishDate 2010
topic_facet Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок
url http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/17384
citation_txt Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне / О.П. Максимкин, А.В. Яровчук, Д.С. Аулова, Л.Г. Турубарова, С.В. Карбышева // Вопросы атомной науки и техники. — 2010. — № 5. — С. 78-83. — Бібліогр.: 8 назв. — рос.
work_keys_str_mv AT maksimkinop korrozionnaâstojkostʹalûminievogosplavasav1posleékspluataciivaktivnojzonereaktoravvrkihraneniâvvodnombassejne
AT ârovčukav korrozionnaâstojkostʹalûminievogosplavasav1posleékspluataciivaktivnojzonereaktoravvrkihraneniâvvodnombassejne
AT aulovads korrozionnaâstojkostʹalûminievogosplavasav1posleékspluataciivaktivnojzonereaktoravvrkihraneniâvvodnombassejne
AT turubarovalg korrozionnaâstojkostʹalûminievogosplavasav1posleékspluataciivaktivnojzonereaktoravvrkihraneniâvvodnombassejne
AT karbyševasv korrozionnaâstojkostʹalûminievogosplavasav1posleékspluataciivaktivnojzonereaktoravvrkihraneniâvvodnombassejne
first_indexed 2023-10-18T16:59:55Z
last_indexed 2023-10-18T16:59:55Z
_version_ 1796140417902706688

Схожі ресурси