Ученые филиала Национального ядерного центра Казахстана «Институт атомной энергии» исследовали температурную зависимость теплофизических свойств (ТФС) кориума легководного реактора с различной степенью окисленности и изменения прочностных свойств аустенитной нержавеющей стали в зависимости от полученной дозы реакторного облучения во время длительных коррозионных испытаний под нагрузкой. Руководителем проекта является В.В. Бакланов.

Таким образом проекте представлены результаты по двум параллельным направлениям в области изучения свойств реакторных материалов: изучению теплофизических свойств (ТФС) кориума различного состава и изучению коррозионных свойств под нагрузкой облученных нейтронами стальных элементов конструкции реактора.

По проблеме изучения коррозионного поведения конструкционных стальных материалов проведены длительные коррозионные испытания под напряжением и экспрессные испытания при постоянной скорости деформации слабооблученных, высокооблученных и предварительно отожженных образцов аустенитной стали. Получены результаты исследований изменения структуры и физико-механических характеристик испытанных образцов конструкционных реакторных материалов после коррозионных испытаний.

На установке УТФИ-2 проведены испытания прототипов кориума различного состава в диапазоне температуры от комнатной до 550 °С в инертной газовой среде и условиях динамического вакуума.

Для устранения разрушающего воздействия атмосферы в камере на структуру образцов в процессе нагрева выполнен ряд работ по улучшению чистоты используемого в качестве инертной газовой среды аргона, а также внесены изменения в конструкцию и измерительную часть установки УТФИ-2 для перевода измерений на образцы относительно крупных размеров.

Источник: Отдел по связам с общественностью АО «НЦНТИ»