Представлено экспериментальное оборудование, разработанное для решения трибологических проблем, возникающих при использовании узлов трения, работающих в среде тяжелых жидких металлов в качестве теплоносителей для контуров ядерных энергетических установок. Проведены исследования фреттинг-коррозии теплообменных труб в узлах сопряжения с дистанционирующими решетками (ДР) создана установка, моделирующая виброизнос пары трения «твэл-ДР» с целью обоснования вибропрочности и ресурса парогенератора реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. Разработана установка для исследования и ресурсных испытаний цилиндрических зубчатых зацеплений с эвольвентным профилем и подшипников скольжения, работающих в реакторах на быстрых нейтронах в среде свинцового теплоносителя. Созданы экспериментальные образцы циркуляционных насосов реакторных установок, с помощью которых исследованы процессы изнашивания стальных и чугунных подшипниковых опор скольжения, работающих в среде свинца, а также эвтектических сплавов свинец-висмут и свинец-литий. Показана возможность работы зубчатых зацеплений, изготовленных из стали 40X13 и чугуна СЧ 20, в свинцовом теплоносителе на протяжении 500 и 400 ч соответственно при температуре 450°С, содержании термодинамически активного кислорода в свинце, близком к насыщению, контактном напряжении в зацеплении 758 МПа, частоте вращения шестерни 500 мин-1 или менее и передаточном числе зацепления 1,5 (окружная скорость шестерни и колеса на делительной окружности 2,1 м/с).

The experimental equipment developed for the decision of tribological problems, arising at use of friction joints in the environment of heavy liquid metals is submitted as heat-transfer medium for contours of nuclear power installations. For researches of fretting-corrosion of heat release pipes in contact with spacer grid cell the installation modelling a fretting process in the contacts with the purpose of a substantiation of vibration strength of a steam generator of a reactor on fast neutrons with the lead heat transfer medium is created. Experimental installation for research and resource tests of cylindrical involute gearings and the sliding bearings working in reactors on fast neutrons in the environment of the lead heat transfer is described. Experimental samples of circulating pumps for reactor installations, intended for research of wear process characteristics of steel and cast iron sliding support working in the environment of lead, eutectic alloys lead bismuth and lead lithium are developed.