钛合金在核电站领域的应用扩大化约 50 年来，在运输核能工业中使用钛合金所积累的积极经验，以及在 I. V. Gorynin 院士的科学指导和直接参与下进行的一系列辐射、腐蚀和其他使用性能研究表明，在核电站中更广泛地应用钛合金，既能增加热交换设备的所需资源，又能制造反应堆壳体（新方向）和在中子辐照强度高达 1020 中子/平方厘米的条件下运行的各种内部结构件。二十一世纪俄罗斯和国外核电发展的主要方向是扩大水-水反应堆的使用——建立新一代反应堆，增加寿命，使其使用寿命达到 60 年或更长。因此，对用于核电站的结构材料在抗辐射性、活化性、机械性能的热稳定性、结构等方面的要求正在急剧增加。CRISM “Prometey ”公司与上萨尔达冶金生产协会阿维斯马公司股份公司共同制定了用于制造II级和III级安全等级水冷式核电机组设备和管道的钛材料规范和技术文件，并获得了俄罗斯联邦国家原子能机构的批准。将 VT1-0 和 Grade2制成的薄壁焊接管应用于核电站冷凝器已得到证实。与与列宁格勒金属厂分公司 “动力机械 ”开放式股份公司合作共同制定了焊管技术要求。对薄壁焊管的质量和适用性进行了一系列研究。乌拉尔金属开放式股份公司根据 ”KM Prometey "的技术文件掌握了钢钛双金属板的生产技术。这批工业用复合板被用于罗斯托夫核电站冷凝器的管板。使用钛合金制造核电站新一代水-水反应堆的容器和其他设备的科学和技术基础，是多年来对钛合金的适用性和使用寿命进行全面研究的成果。CRISM Prometey 与俄罗斯国家原子能机构（Rosatom）的主要研究机构和设计组织共同开展的研究证实，钛合金具有以下优点：——在 250-400°C 的温度下具有很强的抗辐射能力；——钛的低活化和独特的诱导放射性快速时间衰减；——辐射肿胀倾向低；——在反应堆辐照条件下，在温度高达 400°C 的水和蒸汽中具有很强的耐腐蚀性；——初始状态和辐照状态下没有冷脆性；——无腐蚀和机械损伤；——短期和长期强度高，在高达 400°C 的温度下仍具有延展性；——长期使用时机械性能的稳定性；——加工性能高（各种类型的大厚度焊接具有良好的可焊性，无需对坯料和焊点进行防腐堆焊、多级长时间昂贵的热处理）；钛合金的这些优点使我们能够将其视为新一代运输核电站反应堆容器和设备的理想材料。结论：由 KM “Prometey ”中央研究所开发的 PT-3B、PT-7M、PT-1M、3M、40、19、17、5B、37、TL3、TL5、TL5B、TL37、2B 牌号的钛合金在各行各业得到了广泛应用。许多深海工程产品都是用全钛制造的。钛合金与钢的结合也广泛应用于各种系统和设备：海水系统、蒸汽发生器、涡轮机组、热交换设备、推进系统等。三十年的设备运行经验证实了钛合金的高效性。使用它们可以提高产品的技术特性，包括降低质量和尺寸特性、发电厂所需的功率、提高速度特性、隐身性、自主性、设备的寿命和可靠性。由于使用了钛合金，运输核电厂和船舶海水系统的蒸汽发生器寿命问题已经得到解决。钛合金船体结构和船舶海水系统的寿命不会限制近海结构的使用寿命。CRISM “Prometey ”公司在改进和创造新型钛合金领域的发展方向是扩大其在造船和其他工程领域的应用范围。