Features of constructional materials of the reactor BREST-300; Методология проектирования молодежного научно-инновационного пространства для российской энергетики

Features of constructional materials of the reactor BREST-300; Методология проектирования молодежного научно-инновационного пространства для российской энергетики

מידע ביבליוגרפי
Parent link:Методология проектирования молодежного научно-инновационного пространства для российской энергетики.— 2013.— [С. 54-56]
מחבר ראשי: Kloster S. A.
מחבר תאגידי: Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ) Физико-технический институт (ФТИ) Кафедра физико-энергетических установок (№ 21) (ФЭУ)
מחברים אחרים: Nurkin A. S. (научный консультант), Chertkov Yu. B. Yuri Borisovich
סיכום:Заглавие с экрана
The article shows the basic corrosion and mechanical properties required to structure materials used in the reactors with heavy liquid metal coolant. The article observes erosion and corrosion interaction of lead melt on different materials of nuclear reactor. The solution of this problem through the use of a special technology - lead coolant, which allows creating on the steel surface protective oxide film thickness and maintaining their optimum level. Key words: fast reactor, lead coolant, corrosion, heavy liquid metal coolant, reactor aggregate.
שפה:אנגלית
יצא לאור: 2013
סדרה:Nuclear technologies as integral part of engineering sciencein the modern world
נושאים:
электронный ресурс
труды учёных ТПУ
גישה מקוונת:http://www.lib.tpu.ru/fulltext/c/2013/C07/011.pdf
פורמט: אלקטרוני Book Chapter
KOHA link:https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=241702

פריטים דומים

פריטים דומים