国产690TT合金传热管导热系数的测定及其不确定度评定

罗垚，但体纯，施慧烈，汪潇

国产690TT合金传热管导热系数的测定及其不确定度评定

罗垚1,2，但体纯1,2，施慧烈1,2，汪潇1,2

（1.中核武汉核电运行技术股份有限公司，湖北 武汉 430223；2.核动力运行研究所，湖北 武汉 430074）

导热系数是蒸汽发生器及传热管设计分析中的重要参数。应用激光闪射法对国产690TT合金的热扩散系数、比热容进行了测试，根据测试结果，得到导热系数，并对导热系数测试结果进行了不确定度评定，包括测量热扩散系数和比热容引入的不确定度分量的评定、由数值修约引入的不确定度分量的评定，以及合成不确定度和扩展不确定度的评定，最终得到不确定度评定报告。测试结果表明，100～350 ℃范围内，国产690TT合金传热管导热系数比ASME规范给出的N06690对应温度导热系数低约3%～10%，导热系数随温度变化满足线性关系＝0.014＋11.54。

690TT合金；传热管；导热系数；不确定度

传热管是蒸汽发生器的核心部件，在一回路系统中约占承压边界面积的80%，其主要作用有两个：①防止一回路冷却剂泄露；②作为传热元件，将一回路冷却剂的热量传递到二回路水[1]。目前，蒸汽发生器传热管的首选材料为690TT合金[2]，与其他传热管材料相比，690TT合金具有更优的抗晶间应力腐蚀、均匀腐蚀等性能[3]。因此，我国积极开展了690TT合金管材的国产化和工程化应用研究。

导热系数是蒸汽发生器及传热管设计分析中的重要参数，它不仅是衡量材料是否适应蒸汽发生器运行需要的数据依据，也是对蒸汽发生器传热过程进行分析计算和设备工程设计的关键参数[4-6]。一般认为，碳含量越高、晶粒尺寸越大，则金属材料导热系数越高[7]。不同的制造工艺，可能引起管材碳含量、晶粒尺寸的差异，导致不同工艺管材的导热系数有差别。在核电站蒸汽发生器传热分析计算和设备工程设计中，通常采用ASME（American Society of Mechanical Engineers，美国机械工程师协会）BPVC II卷 D篇给出的N06690传热管的导热系数。若由于制造工艺影响，造成管材的导热系数低于规范值，可能导致设计的蒸汽发生器输出功率或堵管余量不足。因此，本文对国产690TT合金管材开展导热系数测定工作，为国产690TT合金管材工程化应用提供数据支撑。

目前，测定导热系数的方法分为稳态法和非稳态法[8]。当试样导热系数较大时，一般采用非稳态法[9-12]。非稳态法的特点是测试时间短、精确性高、对环境要求低。本文采用非稳态法对690TT合金管材25～350℃范围内的热扩散系数、比热容进行测定，计算出材料的导热系数，并依据JJF 1059.1－2012[13]对导热系数的测定结果进行不确定度评定。

1 测试方法

目前，非稳态法测导热系数，主要是在测定出材料的热扩散系数、比热容、密度的基础上，通过如下关系式[10]进行计算：

＝·c·（1）

式中：为材料的导热系数，W/(m·℃)；为热扩散系数，mm2/s；c为比热容，J/(g·℃)；为体积密度，g/cm3，本文假定密度不随温度变化，为定值8.19 g/cm3。

本文研究中，管材热扩散系数依据GB/T 22588－2008[14]进行测试与分析，比热容依据ASTM E1269-2011[15]进行测试与分析。

采用的主要仪器如表1所示，测试管材基本信息如表2所示。

表1 主要仪器

表2 690TT合金管材基本信息

2 试验结果及分析

2.1 热扩散系数测试结果

测试结果如表3所示，可知，随着温度的升高，三种690TT合金管材热扩散系数均呈现增加的趋势。

由图1可知，三种690合金热扩散系数随温度变化的曲线基本重合，且呈线性增加。

图1 三种690TT合金管材热扩散系数平均值随测试温度的变化曲线

说明国产690TT、Sandvik 690TT和Sumitomo 690TT合金管材的热扩散系数相当。ASME规范中给出的N06690的热扩散系数比三种管材的热扩散系数高约7%，随温度的变化趋势基本一致。三种管材的热扩散系数随温度变化的拟合曲线呈现的关系如为式（2）所示。

＝2.99＋0.003（2）

2.2 比热容测试结果

测试结果如表4所示，可知，随着温度的升高，三种690TT合金管材比热容均呈现增加的趋势。

表3 三种690TT合金管材热扩散系数测试结果

表4 三种690TT合金管材比热容测试结果

由图2可知，国产690TT管材比热容比Sandvik 690TT略高约0.8%。25～100℃时，Sumitomo 690TT比热容与国产690TT相当，250～350℃时，Sumitomo 690TT比国产690TT略小0.2%～1.7%。因此，可以认为三种传热管的比热容相当。25～150℃时，ASME规范给出的比热容低于国产690TT合金管材，150～350℃时，ASME规范给出的略高约0.7%。相较于热扩散系数的对比，国产690TT合金管材的比热容与ASME规范差别较小，尤其是在150～350℃区间内。

2.3 导热系数计算结果

将前文测试得到的三种690TT合金管材的、c平均值代入式（1），即得到管材的导热系数，如表5所示。

为评价本文导热系数测试结果的置信度，参考JJF 1059.1-2012[13]对国产690TT合金管材的测试结果进行不确定评定[16]。

图2 三种690TT合金管材比热容平均值随测试温度的变化曲线

表5 690TT合金管材导热系数

2.4 导热系数测试结果不确定度评定

2.4.1 测量热扩散系数引入的不确定度分量的评定

式中：α为每次测量的热扩散系数，mm2/s；为测量次数，取8。

次重复测量的标准偏差[13]为：

因此：

式中：为热扩散系数最终结果平均值的测量次数，取3。

2.4.2 测量比热容引入的不确定度分量的评定

由Perkin Elmer Diamond型差式扫描量热仪测量比热容引入的不确定度分量的评定方法与2.4.1节相同，其中仪器的最大允许误差为1%，测量次数＝6。

2.4.3 由数值修约引入的不确定度分量的评定

根据JJF 1059，本试验规定的修约单位为0.1 W/(m·K)，由数值修约引入的标准不确定分量3为0.29个修约单位，即3＝0.029 W/(m·K)。

2.4.4 合成不确定度的评定

首先计算、c的灵敏系数[13]：

2.4.5 扩展不确定度的评定

按正态分布进行扩展不确定评定，取置信概率为95%，则[13]：

式中：为扩展不确定度；为包含因子，取2。

2.4.6 不确定度评定报告

根据表3、表4测试数据，按照本节的不确定度评定方法进行计算，得到国产690TT合金管材导热系数测试结果的扩展不确定度，如表5所示。可知，本文测试国产690TT传热管的导热系数不确定度较小，250℃时误差最大，为4.7%，数量离散性较小，可以认为本文测试结果准确可信。同时，根据表6中给出的不确定度，设计人员可以在置信区间内选择合适的导热系数值开展设计计算工作。

表6 国产690TT管材导热系数计算及测定结果

由图3可知，国产690TT合金管材的导热系数与Sandvik 690TT和Sumitomo 690TT相当，三者的导热系数随温度的变化曲线基本重合。在25～100℃，国产690TT合金管材的导热系数与ASME N06690给出的相当，100～350℃，国产690TT合金管材的导热系数比ASME N06690给出的低约3%～10%，这主要是国产690TT合金管材热扩散系数比ASME N06690低造成的。

此外，本文测试国产690TT合金管材的导热系数比文献[4]给出的高约5%，比文献[6]给出的小约3%～6%。这可能是由于制造工艺不同，引起管材的碳含量、晶粒尺寸差异所导致的[7]。因此，若采用本文国产690TT合金管材进行蒸汽发生器传热过程计算和设备工程设计，不推荐使用ASME等规范给出的导热系数值。国产690TT合金管材的推荐导热系数随温度变化的拟合曲线为：

＝0.014＋11.54 （12）

图3 三种690TT传热管以及ASME N06690等相关文献的导热系数随温度的变化曲线

3 结论

本文采用非稳态激光闪射法对国产690TT合金管材导热系数进行测定与不确定度评定。

（1）100～350℃，国产690TT合金传热管导热系数比ASME N06690低约3%～10%，这主要是国产690TT合金管材热扩散系数比ASME N06690低造成的。

（2）得到了国产690TT合金管材不同温度点下的导热系数及不确定度，导热系数随温度变化满足线性关系＝0.014＋11.54。

（3）国产690TT合金管材导热系数与进口（瑞典Sandvik、日本Sumitomo）690TT合金管材导热系数相当。

[1]何戈宁，张富源，李冬慧，等. 华龙一号ZH-65型蒸汽发生器设计研发与性能验证[J]. 压力容器，2021，38（4）：48-52.

[2]王丰景. 核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理研究[J]. 中小企业管理与科技，2020（12）：156-157.

[3]林震霞，党莹，徐祺，等. 690合金在核电厂一，二回路工况下的均匀腐蚀性能研究[J]. 材料导报，2020，34（S02）：437-440.

[4]罗强，吴青松，徐祺，等. 蒸汽发生器传热管Inconel 690合金的热物理性能测定[J]. 物理测试，2014（12）：3-5.

[5]李经怀，周全，应秉斌. 蒸汽发生器传热管导热系数的测量研究[J]. 压力容器，2018（5）：47-51.

[6]熊茹，王理，薛飞，等. 国产690合金的基本性能研究[R]. 中国核动力研究设计院科学技术年报（2011），2013.

[7]张建新，高爱华. 改善铝合金导热性能途径的初探与分析[J]. 铸造技术，2004（9）：719-721.

[8]闵凯，刘斌，温广. 导热系数测量方法与应用分析[J]. 保鲜研究，2005（6）：35-38.

[9]哈斯朝鲁，石海荣，宋志强，等. 用差示扫描量热法测定金属Gd的比热容[J]. 内蒙古师范大学学报，2011，40（6）：586-588.

[10]宫尚宝. LFA激光导热仪的测试原理与误差分析[J]，安徽冶金，2007（3）：27-28.

[11]龚洪秀. 防护热板法检测绝热材料导热系数的影响因素及误差分析[J]. 散装水泥，2021（5）：120-122.

[12]常宝璇，朱可，杨宇诗，等. 高锰钢热物理性质的热分析[J]. 材料科学，2021，11（3）：178-184.

[13]中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局. 测量不确定度评定与表示：JJF 1059.1－2012[S]. 2012.

[14]中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局，中国国家标准化管理委员会. 闪光法测量热扩散系数或导热系数：GB/T 22588－2008[S]. 北京：中国标准出版社，2009.

[15]US-ASTM. Standard test method for determining specific heat capacity by differential scanning calorimetry：ASTM E1269-2011[S]. 2011.

[16]于翔，云腾. 中空玻璃传热系数测定结果的不确定度评定[J].理化检验：物理分册，2011（10）：637-640.

Determination of Thermal Conductivity of Domestic 690TT Alloy Heat Transfer Pipe and Evaluation of its Uncertainty

LUO Yao1,2，DAN Tichun1,2，SHI Huilie1,2，WANG Xiao1,2

(1.China Nuclear Power Operation Technology Corporation, Wuhan 430223, China; 2.Research Institute of Nuclear Power Operation, Wuhan 430074, China)

The thermal conductivity is an important parameter in the design and analysis of steam generator and heat transfer pipe. In this paper, the thermal diffusivity and specific heat capacity of domestic 690TT alloy were tested by laser flash method. According to the test results, the thermal conductivity was obtained. The uncertainty of the test results was evaluated, which included the evaluation of the uncertainty component introduced by measuring the thermal diffusivity and specific heat capacity and by numerical rounding, and the evaluation of the combined uncertainty and expanded uncertainty. Finally, the uncertainty evaluation report is obtained. The test results show that the thermal conductivity of domestic 690TT alloy heat transfer pipe in the temperature range of 100～350℃ is about 3%～10% lower than the thermal conductivity of N06690 based on ASME code in the same range. The thermal conductivity meets a linear relationship with the temperature= 0.014+11.54.

690TT alloy；heat transfer pipe；thermal conductivity；uncertainty

TG132.3

A

10.3969/j.issn.1006-0316.2022.09.005

1006-0316 (2022) 09-0031-05

2022-03-08

国家重点研发计划项目（2019YFB1900900）；科工局一条龙项目（科工管[2017]107号）

罗垚（1988－），男，湖北荆州人，硕士，工程师，主要研究方向为核电关键材料的性能，E-mail：luoyao@cnnp.com.cn。