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

• Date: 2010
• Main Authors: Максимкин, О.П., Яровчук, А.В., Аулова, Д.С., Турубарова, Л.Г., Карбышева, С.В.
• Format: Article
• Language: Russian
• Published: Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2010
• Subjects: Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок
• Online Access: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/17384
• Journal Title: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Cite this: 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.

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.