Структура та властивості хромоксидних покриттів, отриманих стаціонарним та нестаціонарним електролізом

Abstract

За останні роки накопичено великий досвід експлуатації та багато експериментальних результатів щодо схильності нержавіючих сталей до пітінгової, міжкристалітної та суцільної корозії в ядерних енергоблоках, що значно впливає на безпеку та тривалість експлуатації обладнання і ядерного палива атомних реакторів. Особливо слід відмітити в аварійних режимах, які пов’язані з перегрівом теплоносія першого та другого контуру. Також є можливість небезпеки, яка може виникнути внаслідок забруд нення первинної системи охолодження високорадіоактивними продуктами поділу внаслідок сильного пошкодження облицювання тепловиділяючих елементів. З іншого боку, спричинений корозією потік у первинному контурі може призвести до сильного забруднення прилеглих установок або навіть оточення. Корозія може не тільки погіршити потік охолоджуючих рідин у теплообміннику та системах охолодження реакторів, а і, навіть, може сама стати радіоактивною і забруднити всю систему. Це може спричинити значну радіаційну небезпеку. Крім того, може відбутися радіоактивне забруднення та тривале зупинення реактора на дезактивацію, з відповідними фінансовими втратами.