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

Домашня сторінка
→
Фізико-технічні та математичні науки
→
Відділення ядерної фізики та енергетики
→
Вопросы атомной науки и техники
→
Bопросы атомной науки и техники, 2010
→
Вопросы атомной науки и техники, 2010, № 5
→
Переглянути статтю

dc.contributor.author	Максимкин, О.П.
dc.contributor.author	Яровчук, А.В.
dc.contributor.author	Аулова, Д.С.
dc.contributor.author	Турубарова, Л.Г.
dc.contributor.author	Карбышева, С.В.
dc.date.accessioned	2011-02-26T10:58:09Z
dc.date.available	2011-02-26T10:58:09Z
dc.date.issued	2010
dc.identifier.citation	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.	uk_UA
dc.identifier.issn	1562-6016
dc.identifier.uri	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/17384
dc.description.abstract	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.	uk_UA
dc.description.abstract	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.	uk_UA
dc.description.abstract	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.	uk_UA
dc.language.iso	ru	uk_UA
dc.publisher	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України	uk_UA
dc.subject	Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок	uk_UA
dc.title	Коррозионная стойкость алюминиевого сплава САВ-1 после эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К и хранения в водном бассейне	uk_UA
dc.title.alternative	Корозійна стійкість алюмінієвого сплаву САВ-1 після експлуатації в активній зоні реактора ВВР-К і зберігання у водному басейні	uk_UA
dc.title.alternative	Corrosion resistance of SAV-1 aluminum alloy after operating in the core of the WWR-K reactor and storage in the water pool	uk_UA
dc.type	Article	uk_UA
dc.status	published earlier	uk_UA
dc.identifier.udc	669.71:620.19