Nükleer reaktör uygulamaları için titanyum alaşımı üretimi ve karakterizasyonu
Production and characterisation of titanium alloy for nuclear reactor applications
Yazar: SAİTALİ TOMOĞLU
Danışman: DOÇ. İLVEN MUTLU
İstanbul Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Metalurji ve Malzeme Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2018
Konu: Metalurji Mühendisliği = Metallurgical Engineering

Özet:
Bu çalışmanın amacı, nükleer teknoloji uygulamaları için yapısal malzeme (yakıt çubuğu, basınçlı boru, kullanılmış yakıt depolama kabı) amaçlı Ti-Sn esaslı alaşımlarının üretilmesi ve incelenmesidir. Alaşımlar toz metalurjisi ve toz enjeksiyon kalıplama yöntemleriyle üretilmiştir. Ti, Ta, Nb, Al, Mo, Mg,ve Zr gibi elementlerinin döküm ile alaşım haline getirilmesi yoğunluklarının ve ergime sıcaklıklarının çok farklı olmasından dolayı bu yöntemler kullanılmıştır.
Nükleer yakıt çubuğu yüksek sıcaklıktaki korozif soğutucu ve moderatör ortamlarına maruz kalmaktadır. Yakıt çubuğunun korozyon ve oksidasyon direnci (moderatör ile uyum), yüksek ergime sıcaklığı (sıcaklık ve sürünme direnci), radyasyon direnci, düşük nötron yutma tesir kesiti, mukavemet, yüksek iletkenlik ve düşük termal genleşme göstermesi gerekmektedir. Günümüzde yakıt çubuğu olarak Zr alaşımları kullanılmaktadır. Fakat Fukushima'da ortaya çıktığı gibi, Zr alaşımlarının yüksek sıcaklıklarda oksidasyon ve hidrojen absorbsiyon sorunları bulunmaktadır. Ayrıca, Zr doğada Hf ile beraber bulunmaktadır. Nükleer uygulamalarda zıt nötron absorbsiyon değerlerinden dolayı ayrılmaları gerekmektedir (Hf oranı 100 ppm altında olmalıdır). Zr ve Hf elementlerinin ayrılması çok zor olduğundan (kimyasal benzerlik), dünyada nükleer uygulamalar için Zr alaşımı üreten çok az üretici bulunmaktadır. Ti alaşımları yüksek mukavemet, sıcaklığa dayanım, korozyon direnci nedeniyle nükleer yapısal malzeme olarak kullanıma uygundur. Radyasyona maruz kaldıklarında düşük şişme göstermektedirler. Hammadde sıkıntısı olmayıp, gelişmiş bir Ti endüstrisi bulunmaktadır. Ti alaşımlarının kullanılmış yakıt tank malzemesi olarak kullanılma potansiyeli de bulunmaktadır. Ayrıca, Ti alaşımlarının klorlu toprak altı sularıyla temas halinde olan atık tanklarında kullanılma ihtimali vardır.
Titanyuma korozyon direnci, mukavemet, sıcaklığa dayanım ve düşük nötron yutma değeri için Al, Zr, Mo, Mg, Nb ve Sn ilave edilerek özgün bir alaşım geliştirilmesi amaçlanmıştır. Alaşım ilavesi titanyumun termal nötron absorpsiyon tesir kesitini (6.1 barn) düşürmüştür. Yakıt zarfı malzemesinin nötron yutma değerinin düşük olması gerektiğinden, tesir kesiti düşük (Al (0.23 barn), Zr (0.185 barn), Sn (0.63 barn), Nb (1.15 barn) ve Mo (2.48 barn)) elementleri ilave edilmiştir. Alaşımın korozyon (oyukçuk ve aralık) direncini arttırmak için Mo ilavesi yapılmıştır. Zr ilavesi ile alaşımın korozyon direncinin arttırılması amaçlanmıştır. Sn ilavesi alaşımın sinterleme sıcaklığını düşürüp sinterleşme kabiliyetini arttırmıştır. Alaşımın sürünme direncini ve yüksek sıcaklık dayanımını arttırmak için Al ilave edilmiştir. Ta yüksek sıcaklıklara ve oksidasyona dayanım arttırmak için ilave edilmiştir. 
Alaşımların nükleer uygulamalar açısından değerlendirilmesi simülasyon yazılımları kullanılarak gerçekleştirilmiştir. Deneysel nötron ışınlama testleri hizmet alımı ile yapılmıştır.Alaşımların korozyon davranışları yüksek sıcaklıklarda incelenmiştir. Mekanik özellikler basma ve tahribatsız ultrasonik muayene ile incelenmiştir. 
Üretilecek alaşımların özellikle Mersin Akkuyu Nükleer Güç Santrali'nin çalışma şartlarına (hafif zenginleştirilmiş UO2 ile çalışan WWER-1200 (Su-Su-Enerji-Reaktörü) tipi hafif su soğutmalı hafif su moderatörlü reaktör) uygun olması planlanmaktadır.

Abstract:
In this study, Ti-Sn based alloys were manufactured for structural material (fuel rods, pressure tubes, spent fuel vessel) in nuclear technology applications. Alloys were prepared by powder metallurgy and powder injection moulding. Ti, Ta, Nb, Al, Mg, Mo, and Zr elements are difficult to synthesize by casting because these elements possess a great difference in melting points and density. 

Nuclear fuel cladding tubes provide shield to the fuel and remain in contact with corrosive coolant/moderator environments at high temperatures. Cladding tubes must have low thermal neutron absorption cross-sections, must have irradiation resistance, should present strength and creep resistance, should have compatibility with coolant and moderator. The cladding should show high thermal conductivity; and low thermal expansion. Zr alloys are used for cladding. However, disadvantages of Zr such as oxidation and hydrogen production at high temperatures can not be eliminated, which was highlighted at Fukushima. Zr is found with Hf. In nuclear industry, Zr should have Hf content below 100 ppm. As separation of Hf and Zr is difficult, only a few companies have the nuclear grade Zr production technology. Ti alloys can be considered for structural material in nuclear applications for their high strength-to-weight ratio, high strength, corrosion resistance, low swelling tendency, and compatibility with coolants. Ti poses no resource problems, and an established industry exists. Ti alloys are promising material for spent fuel vessels. Ti alloys can be used as overpack material.

Al, Zr, Mo, Nb and Sn were included to enhance the corrosion resistance, strength, creep resistance, low neutron absorption cross section values. Alloying elements were lowered the thermal neutron absorption cross-section value of the Ti (6.1 barn). Neutron absorption cross sections of the Al (0.23 barn), Zr (0.185 barn), Sn (0.63 barns), Nb (1.15 barn), and Mo (2.48 barn) are very low, which is important for cladding materials. Resistance against corrosion (pitting and crevice) was enhanced with Mo content. Zr was also raised the corrosion resistance. Sn addition was enhanced the sinterability. Al was enhance the high temperature (creep) resistance. Ta additions were enhanced high temperature and oxidation resistance.

Evaluation of the alloys for nuclear applications was done by using simulation softwares. Neutron irradiation tests of the alloys were also carried out. High temperature corrosion behaviour was studied. Mechanical properties were investigated by destructive compression and non-destructive ultrasonic tests. 

The alloys will be produced for conditions of Mersin Akkuyu Nuclear Plant. This plant will use UO2 fuel and will be WWER-1200 (Water-Water-Energy-Reactor) type reactor. The reactor will use light water for moderator and cooling.