Сплав на основе титана для ядерных энергетических установок

(51) 22 14/00 (2009.01) КОМИТЕТ ПО ПРАВАМ ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ МИНИСТЕРСТВА ЮСТИЦИИ РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ИННОВАЦИОННОМУ ПАТЕНТУ предназначенным для использования в ядерных энергетических установках, конструкционные узлы которых работают в поле мощных ионизирующих излучений, в том числе - реакторных нейтронов. Предлагаемый сплав содержит йодидный титан,алюминий, дополнительно палладий и олово при следующем соотношении компонентов, мас. алюминий - 6-9 олово - 2-3 палладий - 0,2-0,3 йодидный титан - остальное. Сплав имеет повышенную стойкость к радиационному распуханию и охрупчиванию при обеспечении приемлемой пластичности и прочности.(73) Республиканское государственное предприятие на праве хозяйственного ведения Казахский национальный педагогический университет им. Абая Министерства образования и науки Республики Казахстан(54) СПЛАВ НА ОСНОВЕ ТИТАНА ДЛЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК(57) Изобретение относится к сплавам на основе титана, содержащим легирующие элементы, 24270 Изобретение относится к сплавам на основе титана, содержащим легирующие элементы,предназначенным для использования в ядерных энергетических установках, конструкционные узлы которых работают в поле мощных ионизирующих излучений, в том числе - реакторных нейтронов. Известны конструкционные материалы на основе бинарных, тройных и других сплавов титана,используемых, например, в химической и машиностроительной промышленности. Так, сплав марки ВТЗ-1 содержит, мас. алюминий - 5,5-7 молибден - 2-3 цирконий - 0,50 хром - 0,8-2,0 кремний - 0,15 -0,40 железо - 0.2-0,7 кислород 0,15 водород - 0,015 азот - 0,05 титан-остальное(ГОСТ 19807-74). Сплав марки ВТ-14 содержит, мас. алюминий 3,5-6,3 молибден 2,5-3,8 ванадий - 0,9-1,9 цирконий - 0,3 кремний - 0,15 железо - 0,25 кислород -0,15 водород - 0,015 азот - 0,05 титан остальное (ГОСТ 19807-74). В качестве основы в сплавах ВТЗ-1 и ВТ-14 используют технический титан. Указанные сплавы не обеспечат необходимую надежность и безопасность оборудования,функционирующего в составе ядерных энергетических установок. Известен также сплав марки ПТ-7 М на основе титана, содержащий, мас. алюминий 1,8-2,5 цирконий 2,0-3,0 кремний - 0,12 железо - 0,25 кислород - 0,15 водород - 0,06 азот - 0,04 титан(технический) - остальное (ГОСТ 19807-74). Однако,как и указанные выше аналоги, сплав не обладает достаточной радиационной и коррозионной стойкостью в условиях эксплуатации внутри первого контура атомного реактора, особенно с теплоносителем из жидкого натрия. Состав не соответствует необходимым требованиям в отношении радиационной стойкости к вакансионным распуханиям и охрупчиванию в поле нейтронного облучения. Задачей предлагаемого изобретения является создание сплава на основе титана для ядерных энергетических установок, имеющего повышенную стойкость к радиационному распуханию и охрупчиванию при обеспечении приемлемой пластичности и прочности. Для этого сплав на основе титана, содержащий алюминий, согласно изобретению в качестве основы содержит йодидный титан и дополнительно палладий и олово при следующем соотношении компонентов, мас алюминий - 6-9 олово - 2-3 палладий - 0,2-0,3 йодидный титан - остальное. Йодидный титан производят йодидным способом,который обеспечивает получение металлического титана особой чистоты,практически свободного от газов кислорода,водорода, азота и примесей железа, хрома, кремния,никеля, углерода, в отличие от технического титана с большим количеством примесей, в том числе и указанных, который получают магние-термическим,гидридно-кальциевым способами,а также электролизом. Наличие железа и его соединений с кремнием,хромом, никелем представляет наибольшую опасность в отношении радиационной безопасности за счет появления наведенной и долгоживущей активности в поле нейтронного излучения. Присутствие в титане хотя бы в небольшом количестве углерода, азота, кислорода и водорода приводит не только к образованию газовых пузырей,но и повышению его хрупкости и снижению пластичности под нагрузкой. Низкая наведенная активируемость предлагаемого сплава обеспечивается благодаря использованию в качестве основных компонентов йодидного титана и алюминия, которые имеют достаточные низкие сечения захвата тепловых нейтронов и образуют в основном короткоживущие изотопы при взаимодействии с нейтронами. При этом предполагается следующий механизм,определяющий относительно повышенную радиационную стойкость указанного сплава,препятствующий развитию радиационного распухания. Атомы легирующего элемента алюминия при концентрациях выше 6 мас. переводят сплавы в условия, близкие к метастабильному состоянию. Тогда мощные потоки нейтронов обусловливают выход примесных атомов алюминия из узлов замещения твердого раствора. Вовлекаемые радиационно стимулированной диффузией и, обладая малым атомным размером по сравнению с атомами титана, они относительно легко перемещаются по кристаллической решетке и участвуют в переносе заряда от алюминия к титану через созданные в результате облучения вакансионные дефекты, благодаря присутствию в нем не заполненных 3-состояний. Тем самым обеспечивается рекомбинация вакансионных дефектов и атомов легирующего компонента. Эти обстоятельства и являются причиной подавления вакансионного распухания в сильнолегированных сплавах системы титан-алюминий и более высокой стабильности их к воздействию нейтронного излучения. Кроме того, добавление алюминия чистотой 99,99. до концентрации 6-9 мас. приводит к постепенному уменьшению параметров с и а гексогонально-плотно упакованной решетки титана, что сопровождается улучшением его прочностных характеристик, в том числе модуля Юнга, жаропрочности и сопротивления ползучести Добавление олова в количестве 2-3 мас. позволяет устранить возможную потерю прочности. Легирование йодидного титана палладием в пределах 0,2-0,3 мас.) повышает его коррозионную стойкость при постоянных механических свойствах. Сплав предлагаемого состава - однофазныйсплав титана, получали в результате сплавления предложенных компонентов в указанных пропорциях в электродуговой печи с нерасходуемым электродом в атмосфере инертного газа с двухкратной переплавкой. Пример. Преимущества заявляемого сплава перед известным в отношении радиационной стойкости нейтронному облучению в условиях эксплуатации внутри первого контура атомного реактора определяли в результате выполнения следующих исследований. Были выплавлены в идентичных условиях одинаковые партии образцов каждого сплава в заданных пропорциях компонентов в соответствии с выше описанной методикой таблица 1. Выплавленные материалы прокатывали до толщины 1 мм, из которых электроискровым методом вырезались образцы диаметром 15 мм. Для устранения возникающих в результате пластической деформации структурных нарушений, после полировки поверхности, образцы подвергались длительному отжигу в вакууме 10 -7 мм. рт. ст. при температуре 900 С в течение 30 мин. и охлаждались вместе с печью. Готовые образцы исследовали на установке угловой корреляции аннигиляционного излучения, принцип действия которой основан на использовании метода позитронной спектроскопии с целью установления первоначальных структурных параметров материалов. В дальнейшем эти материалы подвергались облучению нейтронами 1,0 МэВ при температуре 80 С в реакторе ВВР-К Института ядерной физики НЯЦ РК до флюенсов 1,210 21/см 2 и повторному исследованию на указанной установке. В качестве зонда в данном методе исследований используется позитрон, как элементарная ядерная частица, которая после внедрения в металл,локализуется в местах с пониженной электронной плотностью,каковыми являются вакансии,дислокации, вакансионные скопления и микропоры,созданные в результате облучения нейтронами. Результатом этих исследований является определение характера (степени) радиационной повреждаемости материалов, в качестве которого выступает аннигиляционный параметр,выражающий динамику перераспределения позитронов между свободными и связанными электронами в поле структурных нарушений, и угол, соответствующий импульсу Ферми свободного электронного газа. Результаты этих исследований в виде дозовой зависимости радиационной повреждаемости материалов относительно исходного (отожженного) состояния,определяемой соответствующим изменением параметра , представлены на рисунке 1 и в таблице 2. На диаграмме приведены дозовые зависимости радиационной повреждаемости известного сплава ПТ-7 М и предлагаемого сплава, облученных нейтронами деления, где 1,2 - сплавы ПТ-7 М с содержанием алюминия 1,8 и 2,5 мас. соответственно,3 предлагаемый сплав,содержащий 6 мас. алюминия (составы 1,3 таблицы 1) и 9 мас. (составы 2-4 таблицы 1). Из диаграммы следует,что скорость радиационной повреждаемости известного сплава ПТ-7 М значительно выше, чем заявляемого. Причем,для известного сплава ПТ-7 М повреждаемость слабо зависит от содержания в нем циркония и фактически отсутствует инкубационный интервал по дозе, тогда как заявляемый сплав на основе йодидного титана, содержащий 6 - 9 мае. алюминия, проявляет повышенную стабильность воздействию нейтронов практически до флюенса 1020 см-2. Таблица 1 Остальное Остальное Остальное Остальное Остальное Остальное Облученное, 10 см Облученное, 10 см ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ Сплав на основе титана, содержащий алюминий,отличающийся тем, что в качестве основы он содержит йодидный титан и дополнительно олово и палладий при следующем соотношении компонентов, мас. алюминий олово палладий йодидный титан