核反应堆辅助回路的T形管元件、连接元件以及形成和安装管元件的方法转让专利
申请号 : CN200580035106.4
文献号 : CN101040347B
文献日 : 2010-05-05
发明人 : Y·梅扎尔德 , J·A·勒迪夫
申请人 : 阿海珐核能公司
摘要 :
本发明涉及一种T形管元件(10)，该T形管元件包括一主分支(10a)和一侧向分支(10b)，主分支(10a)具有一用于与一第一管段(7)连接的第一端和一用于GN一第二管段(6)连接的第二端，侧向分支(10b)具有一与主分支(10a)的轴线成角度的轴线和一与辅助回路(1)的第三管段(8)连接的自由端。辅助回路的第一、第二和第三管段(6、7、8)的每一个保证与其它两个管段不同的功能，这些功能为：为管元件(10)提供第一高温流体、将温度低于第一流体温度的第二流体提供给管元件(10)、排出第一和第二流体的混合物。压水核反应堆辅助回路的管段(6、7、8)由奥氏体不锈钢制成。T形管元件(10)由具有改进的抗热疲劳强度的马氏体不锈钢制成。
权利要求 :
1.压水冷却核反应堆辅助回路(1)的T形管元件，该辅助回路与核反应堆的一主回路(14)连接，反应堆的冷却水在所述主回路中流动，该T形管元件包括一管形的主分支(10a)和一侧向分支(10b)，
所述主分支(10a)具有一用于与所述辅助回路(1)的第一管段(7)连接的第一端和一用于与所述辅助回路(1)的第二管段(6)连接的第二端，且所述侧向分支(10b)具有一相对于所述主分支(10a)的轴线成角度布置的轴线和一与所述辅助回路(1)的第三管段(8)连接的自由端，因此，在所述辅助回路使用时，所述辅助回路的第一、第二和第三管段(6、7、8)的每一个保证与其它两个管段不同的功能，该不同的功能选自：第一高温流体进入到所述T形管元件中，将温度低于第一流体温度的第二流体提供给所述管元件，并将所述T形管元件中形成的第一和第二流体的混合物排出，所述T形管元件的特征在于由马氏体不锈钢制成。
2.如权利要求1所述的管元件，其特征在于，所述马氏体不锈钢含有(重量百分比)：0-0.060％的碳、12％-14％的铬、3.50％-4.50％的镍、0.30％-0.70％的钼、0.50％-1％的锰、0.30％-0.60％的硅、低于0.020％的硫、低于0.030％的磷，除了可能存在的杂质外，合金的剩余成分为铁。
3.如权利要求2所述的管元件，其特征在于，所述马氏体不锈钢含有(重量百分比)：0-0.050％的碳、12.50％-14％的铬、3.50％-4.50％的镍、0.50％-0.70％的钼、0.50％-1.00％的锰、0.30％-0.60％的硅、低于0.005％的硫、低于0.005％的磷，除了不可避免的杂质外，合金的剩余成分为铁。
4.如权利要求2或3所述的管元件，其特征在于，所述管元件这样形成：实施一锻造，其总锻造比大于3；然后进行一包括温度从950℃到1080℃的油淬火的热处理；和一大于580℃的温度的回火。
5.如权利要求1所述的管元件，其特征在于，所述的管元件实施成不对称的T形，所述侧向分支(10b)在所述主分支(10a)的一区域内与所述主分支(10a)连接，该区域与所述主分支(10a)的第一和第二端部不等距。
6.管(6、7、8)的连接构件，所述管由奥氏体不锈钢制成，用于一压水核反应堆的一辅助回路(1)，所述辅助回路(1)具有一按权利要求1至5中任一项所述的T形管元件(10)，其特征在于，该管的连接构件包括所述的马氏体不锈钢的T形管元件(10)，并且它们分别头对头地与所述主分支(10a)的第一端和第二端连接，并和所述侧向分支(10b)的自由端连接，该管的连接构件还包括相应的奥氏体不锈钢的连接管元件(13a、13’a、13b)，它们中的每一个头对头地与所述T形管元件(10)的主分支(10a)或侧向分支(10b)的一相应端焊接在一起。
7.符合权利要求1至5中任一项所述的压水核反应堆辅助回路(1)的一T形管元件(10)的形成和安装的方法，其特征在于：-通过锻造或模锻形成马氏体不锈钢的T形管元件(10)；
-通过油淬火对锻造后的管元件进行热处理，淬火温度在950℃到1080℃之间，然后在一高于580℃的温度下回火；
-通过焊接将所述奥氏体不锈钢的连接管元件(13a、13′a、13b)头对头地固定在所述管元件(10)的主分支(10a)的第一端和第二端、以及所述侧分支(10b)的自由端上；
-通过焊接将所述T形管元件(10)固定在压水核反应堆辅助回路(1)的奥氏体不锈钢管上，通过头对头的焊接将连接元件(13、13’a、13b)固定在所述辅助回路(1)的奥氏体不锈钢管的自由的端管段上。
8.如权利要求7所述的方法，其特征在于，通过下述方法之一将每个奥氏体不锈钢连接管元件(13a、13’a、13b)头对头地焊接在马氏体不锈钢的T形管元件相应的端管段上：-以奥氏体不锈钢实施双金属连接，其实施方式：在所述马氏体不锈钢的T形管元件(10)的端部上沉积一奥氏体不锈钢堆焊层，并用一奥氏体不锈钢附加金属充填所述奥氏体不锈钢堆焊层与所述相应连接元件之间的坡口。
-以镍基合金实施双金属连接，其实施方式：通过在所述马氏体不锈钢的T形管元件端部与所述相应奥氏体不锈钢管形的连接元件之间的狭窄坡口中沉积一种镍基合金附加金属。
-以马氏体不锈钢实施双金属连接，其实施方式：将一马氏体不锈钢附加金属沉积在所述马氏体不锈钢的T形管元件端部与所述奥氏体不锈钢的连接元件之间的狭窄坡口中。
说明书 :
技术领域
本发明涉及一压水冷却核反应堆辅助回路的T形管元件、一包括该T形管元件的连接元件和一种在核反应堆辅助回路中安装或更换T形管元件的方法。
背景技术
压水冷却核反应堆包括一核反应堆的高压冷却水在其中流动的主回路或第一回路和一些与第一回路连接的辅助回路，这些辅助回路用于在核反应堆运行或停工期间实现不同的功能。
特别是，压水冷却核反应堆包括一叫做RRA的辅助冷却回路，该回路用于在反应堆的程序停工例如重新装燃料组件或由于运行事故而必须停工时核反应堆主回路中冷却水的冷却和减压。
在第一时间，通过在蒸汽发生器中通过使主回路中的水从反应堆运行时的工作温度(大约315℃)冷却并减压，并从蒸汽发生器实现蒸汽的排放。主回路的水一般冷却到180℃，并减压到一大约30bars以下的压力。
然后在RRA回路中实现主水冷却到停工时的冷却条件的后冷却，RRA回路特别包括泵和热交换器，给热交换器的第一侧提供反应堆的冷却水，第二侧提供制冷水。
主回路的水一般在主回路的两个回路的两个热分支中取出，以便在RRA回路中冷却和减压，然后重新进入到主回路回路的两个冷分支中。
一般将还未冷却的主水与热交换器中的冷却水混合。混合得到的一部分水在RRA回路的热交换器的上游还重新进入到来自主回路回路的热分支的高温主水中。也可将混合得到的水与冷却水混合。
例如，构成在辅助回路中流动的第一流体的高温主水与构成在辅助回路中流动的第二流体的冷却水的混合可以在一些T形连接管内实现，这些T形连接管一方面包括一位于构成第一交换流体的高温主水在其中流动的辅助回路的一主管的二段之间的主分支，另一方面包括一大体与主分支垂直的侧向分支，主分支和一接受冷却水的辅助回路的第二管子连接。由于与要冷却的主水不完全混合以及混合条件的变化，冷却水以相当高的频率产生温度变化，这导致构成T形连接和混合管元件的材料的热疲劳。这可能导致T形连接管的内表面以及甚至整个壁由于如热裂缝现象而产生热源裂隙。T形连接必须通过焊接与管道连接，这使管元件内壁中引起的应力作用更明显，以致内壁对热变形的集中作用或腐蚀作用的破坏更敏感。
压水核反应堆辅助回路的管道，特别是构成RRA回路的管子一般由奥氏体不锈钢制成，并且T形连接和混合管元件也由奥氏体不锈钢制成，并通过焊接与辅助回路连接。
已经证实，在一压水冷却核反应堆的辅助回路中使用这种奥氏体不锈钢时，需要采取各种措施限制T形连接和混合元件处在应力作用下的损坏.例如实现T形连接焊缝的平整和连接元件内表面关键区域的抛光，以避免裂隙发展.另外，应设置定期检查，以便可以验证所采取的措施的效果.
还考虑了使用T形连接处管子元件内壁的保护装置，该保护装置包括一固定在T形主分支内的同轴位置中的管形保护壁。根据核工业领域中使用的一很熟悉的技术，该起热套作用的保护壁应钻有孔眼，以便能够至少在T形管元件处、至少在位于侧向分支通到T形主分支的区域中的保护壁整个部分实现高温主水与冷却水的混合。穿透孔的尺寸应准确确定，以便能够产生许多喷射到在主分支中流动的热主水脉中的冷水喷射流，这有利于构成第一流体的高温冷却水和构成第二流体的更低温度的水在管形保护壁内的混合。
另外，使用有钻孔的管形保护壁有两个主要缺点。
首先，在RRA回路运行期间，高温水和冷水的流量可能在一非常大的范围内变化。T形连接和混合元件处的流体压力也是一样。在这些基本可变的运行条件下，包括一保护和混合管壁的T形连接可能在某些运行阶段完全无效。
另外，当冷水的流量最大时，冷水穿过保护壁孔眼产生的负荷损失非常大。这些负荷损失大大降低了RRA的性能。在进入T形连接和混合主分支中的冷却水的流量决定核反应堆冷停工时间的情况下，这种带有性能降低的运行是不可接受的。
为了克服这些缺点，FR 03 14640中提出一种混合装置，这种混合装置带有包括一带有很强穿透性的保护壁和一些位于保护壁内的流体混合元件。
该装置的形成比一简单的T形管元件复杂。另外，该方法具有在主回路中产生迁移物的危险。
总之，在压水核反应堆辅助管线的情况下，当T形连接和混合管保证通过第一分支的第一端到达T形管元件的第一流体和通过第二分支到达T形管元件并与第一流体有较大的例如50℃的温度差的第二流体混合时，希望设置具有良好强度、特别是热疲劳强度的T形连接和混合管。
在压水核反应堆的建造中已使用马氏体不锈钢例如Z5CND13-4，Z12C13或Z12CN13通过锻造制造反应堆芯活性控制棒移动机构的元件或组成元件。但是，从未考虑用这种马氏体不锈钢形成用于通过焊接固定在核反应堆辅助回路的奥氏体不锈钢管的管元件中。
特别是，压水冷却核反应堆包括一叫做RRA的辅助冷却回路，该回路用于在反应堆的程序停工例如重新装燃料组件或由于运行事故而必须停工时核反应堆主回路中冷却水的冷却和减压。
在第一时间，通过在蒸汽发生器中通过使主回路中的水从反应堆运行时的工作温度(大约315℃)冷却并减压，并从蒸汽发生器实现蒸汽的排放。主回路的水一般冷却到180℃，并减压到一大约30bars以下的压力。
然后在RRA回路中实现主水冷却到停工时的冷却条件的后冷却，RRA回路特别包括泵和热交换器，给热交换器的第一侧提供反应堆的冷却水，第二侧提供制冷水。
主回路的水一般在主回路的两个回路的两个热分支中取出，以便在RRA回路中冷却和减压，然后重新进入到主回路回路的两个冷分支中。
一般将还未冷却的主水与热交换器中的冷却水混合。混合得到的一部分水在RRA回路的热交换器的上游还重新进入到来自主回路回路的热分支的高温主水中。也可将混合得到的水与冷却水混合。
例如，构成在辅助回路中流动的第一流体的高温主水与构成在辅助回路中流动的第二流体的冷却水的混合可以在一些T形连接管内实现，这些T形连接管一方面包括一位于构成第一交换流体的高温主水在其中流动的辅助回路的一主管的二段之间的主分支，另一方面包括一大体与主分支垂直的侧向分支，主分支和一接受冷却水的辅助回路的第二管子连接。由于与要冷却的主水不完全混合以及混合条件的变化，冷却水以相当高的频率产生温度变化，这导致构成T形连接和混合管元件的材料的热疲劳。这可能导致T形连接管的内表面以及甚至整个壁由于如热裂缝现象而产生热源裂隙。T形连接必须通过焊接与管道连接，这使管元件内壁中引起的应力作用更明显，以致内壁对热变形的集中作用或腐蚀作用的破坏更敏感。
压水核反应堆辅助回路的管道，特别是构成RRA回路的管子一般由奥氏体不锈钢制成，并且T形连接和混合管元件也由奥氏体不锈钢制成，并通过焊接与辅助回路连接。
已经证实，在一压水冷却核反应堆的辅助回路中使用这种奥氏体不锈钢时，需要采取各种措施限制T形连接和混合元件处在应力作用下的损坏.例如实现T形连接焊缝的平整和连接元件内表面关键区域的抛光，以避免裂隙发展.另外，应设置定期检查，以便可以验证所采取的措施的效果.
还考虑了使用T形连接处管子元件内壁的保护装置，该保护装置包括一固定在T形主分支内的同轴位置中的管形保护壁。根据核工业领域中使用的一很熟悉的技术，该起热套作用的保护壁应钻有孔眼，以便能够至少在T形管元件处、至少在位于侧向分支通到T形主分支的区域中的保护壁整个部分实现高温主水与冷却水的混合。穿透孔的尺寸应准确确定，以便能够产生许多喷射到在主分支中流动的热主水脉中的冷水喷射流，这有利于构成第一流体的高温冷却水和构成第二流体的更低温度的水在管形保护壁内的混合。
另外，使用有钻孔的管形保护壁有两个主要缺点。
首先，在RRA回路运行期间，高温水和冷水的流量可能在一非常大的范围内变化。T形连接和混合元件处的流体压力也是一样。在这些基本可变的运行条件下，包括一保护和混合管壁的T形连接可能在某些运行阶段完全无效。
另外，当冷水的流量最大时，冷水穿过保护壁孔眼产生的负荷损失非常大。这些负荷损失大大降低了RRA的性能。在进入T形连接和混合主分支中的冷却水的流量决定核反应堆冷停工时间的情况下，这种带有性能降低的运行是不可接受的。
为了克服这些缺点，FR 03 14640中提出一种混合装置，这种混合装置带有包括一带有很强穿透性的保护壁和一些位于保护壁内的流体混合元件。
该装置的形成比一简单的T形管元件复杂。另外，该方法具有在主回路中产生迁移物的危险。
总之，在压水核反应堆辅助管线的情况下，当T形连接和混合管保证通过第一分支的第一端到达T形管元件的第一流体和通过第二分支到达T形管元件并与第一流体有较大的例如50℃的温度差的第二流体混合时，希望设置具有良好强度、特别是热疲劳强度的T形连接和混合管。
在压水核反应堆的建造中已使用马氏体不锈钢例如Z5CND13-4，Z12C13或Z12CN13通过锻造制造反应堆芯活性控制棒移动机构的元件或组成元件。但是，从未考虑用这种马氏体不锈钢形成用于通过焊接固定在核反应堆辅助回路的奥氏体不锈钢管的管元件中。
发明内容
因此，本发明的目的是提出一种压水冷却核反应堆辅助回路的T形管元件，该辅助回路与反应堆冷却水在其中流动的主回路连接，该T形管元件包括一具有一第一端和一第二端的管形主分支和一侧向分支，主分支的第一端用于使其与辅助回路的一第一管段连接，第二端用于与辅助回路的一第二管段连接，侧向分支的轴线处于与主分支的轴线成一角度的位置，并且具有一与辅助回路的一第三管段连接的自由端，使得当辅助回路运行时，辅助回路的第一、第二和第三管段的每一段具有一与其它两管段不同的功能，这些功能为第一高温流体到达T形管元件、将温度低于第一流体温度的第二流体提供给管元件、将T形管元件中形成的第一和第二流体的混合物排出，该管元件具有良好的抗热疲劳强度，不需要设置保护套。
为此，符合本发明的管元件由马氏体不锈钢制成。
根据以下单独或结合具有的特征：
-马氏体不锈钢含有(重量百分比)：最高0.060％的碳、12％-14％的铬、3.50％-4.50％的镍、0.30％-0.70％的钼、0.50％-1％的锰、0.30％-0.60％的硅、小于0.020％的硫、小于0.030％的磷，除了可能的杂质外，剩余的成分为铁。
-马氏体不锈钢含有(重量百分比)：最高0.050％的碳、12.50％-14％的铬、3.50％-4.50％的镍、0.50％-0.70％的钼、0.50％-1.00％的锰、0.30％-0.60％的硅、小于0.050％的硫、小于0.005％的磷，除了可能的杂质外，合金的剩余成分为铁。
-管元件通过锻造形成，总锻接系数大于3，随后是包括油淬火的热处理，温度从950℃到1080℃，然后在一大于580℃的温度下回火。
-管元件形成一不对称的T形，侧向分支在主分支的一距主分支的第一端和第二端不等距的区域与主分支连接。
本发明还涉及：
-压水核反应堆辅助回路的一与一T形管元件连接的奥氏体不锈钢连接元件，T形管元件包括马氏体不锈钢的T形管元件，这些元件分别与主分支的第一端和第二端以及侧分支的自由端头对头地连接，每个奥氏体不锈钢连接管元件分别头对头地焊接在T形管元件的主分支或侧分支上。
-形成和安装压水冷却核反应堆辅助回路的T形管元件的方法，在该方法中：
-通过锻造或模锻形成马氏体不锈钢T形管元件；
-通过油淬火对锻造后的管元件进行热处理，温度在950℃到1080℃之间，然后在一高于580℃的温度下回火；
-通过焊接将奥氏体不锈钢连接管元件头对头地固定在管元件主分支的第一端和第二端以及侧分支的自由端上；
-通过焊接将T形管元件固定在压水核反应堆辅助回路的奥氏体不锈钢管上，通过头对头的焊接将连接元件固定在辅助回路的奥氏体不锈钢管自由端的管段上。
最好：
-通过下述方法之一实现每个奥氏体不锈钢管元件头对头地在马氏体不锈钢T形管元件的相应端部段上的焊接：
-通过在马氏体不锈钢T形管元件的端部沉积一奥氏体不锈钢堆焊层(beurrage)，并用一种奥氏体不锈钢附加金属充填奥氏体不锈钢堆焊层与相应连接元件之间的坡口实现奥氏体不锈钢的双金属连接；
-通过在马氏体不锈钢T形管元件端部与相应奥氏体不锈钢连接管元件之间的狭窄坡口中沉积一种附加的镍基合金金属实现镍基合金双金属连接；
-通过在马氏体不锈钢T形管元件的连接端与奥氏体不锈钢连接元件之间的坡口内沉积一种马氏体不锈钢附加金属实现马氏体不锈钢双金属连接。
为此，符合本发明的管元件由马氏体不锈钢制成。
根据以下单独或结合具有的特征：
-马氏体不锈钢含有(重量百分比)：最高0.060％的碳、12％-14％的铬、3.50％-4.50％的镍、0.30％-0.70％的钼、0.50％-1％的锰、0.30％-0.60％的硅、小于0.020％的硫、小于0.030％的磷，除了可能的杂质外，剩余的成分为铁。
-马氏体不锈钢含有(重量百分比)：最高0.050％的碳、12.50％-14％的铬、3.50％-4.50％的镍、0.50％-0.70％的钼、0.50％-1.00％的锰、0.30％-0.60％的硅、小于0.050％的硫、小于0.005％的磷，除了可能的杂质外，合金的剩余成分为铁。
-管元件通过锻造形成，总锻接系数大于3，随后是包括油淬火的热处理，温度从950℃到1080℃，然后在一大于580℃的温度下回火。
-管元件形成一不对称的T形，侧向分支在主分支的一距主分支的第一端和第二端不等距的区域与主分支连接。
本发明还涉及：
-压水核反应堆辅助回路的一与一T形管元件连接的奥氏体不锈钢连接元件，T形管元件包括马氏体不锈钢的T形管元件，这些元件分别与主分支的第一端和第二端以及侧分支的自由端头对头地连接，每个奥氏体不锈钢连接管元件分别头对头地焊接在T形管元件的主分支或侧分支上。
-形成和安装压水冷却核反应堆辅助回路的T形管元件的方法，在该方法中：
-通过锻造或模锻形成马氏体不锈钢T形管元件；
-通过油淬火对锻造后的管元件进行热处理，温度在950℃到1080℃之间，然后在一高于580℃的温度下回火；
-通过焊接将奥氏体不锈钢连接管元件头对头地固定在管元件主分支的第一端和第二端以及侧分支的自由端上；
-通过焊接将T形管元件固定在压水核反应堆辅助回路的奥氏体不锈钢管上，通过头对头的焊接将连接元件固定在辅助回路的奥氏体不锈钢管自由端的管段上。
最好：
-通过下述方法之一实现每个奥氏体不锈钢管元件头对头地在马氏体不锈钢T形管元件的相应端部段上的焊接：
-通过在马氏体不锈钢T形管元件的端部沉积一奥氏体不锈钢堆焊层(beurrage)，并用一种奥氏体不锈钢附加金属充填奥氏体不锈钢堆焊层与相应连接元件之间的坡口实现奥氏体不锈钢的双金属连接；
-通过在马氏体不锈钢T形管元件端部与相应奥氏体不锈钢连接管元件之间的狭窄坡口中沉积一种附加的镍基合金金属实现镍基合金双金属连接；
-通过在马氏体不锈钢T形管元件的连接端与奥氏体不锈钢连接元件之间的坡口内沉积一种马氏体不锈钢附加金属实现马氏体不锈钢双金属连接。
附图说明
为了更好地了解本发明，下面参照附图作为例子描述一压水核反应堆的停工RRA冷却回路和一用于RRA回路的符合本发明的T形管元件。
图1是一压水核反应堆的停工RRA冷却回路的示意图。
图2是包括一T形连接和混合管元件的RRA回路一部分的透视图。
图3是一包括一符合本发明的T形管元件的连接元件的透视图，该元件可以保证在一压水核反应堆的新的或者使用过的辅助回路上安装或更换一T形管元件。
图1是一压水核反应堆的停工RRA冷却回路的示意图。
图2是包括一T形连接和混合管元件的RRA回路一部分的透视图。
图3是一包括一符合本发明的T形管元件的连接元件的透视图，该元件可以保证在一压水核反应堆的新的或者使用过的辅助回路上安装或更换一T形管元件。
具体实施方式
图1示意性表示一压水核反应堆的停工RRA冷却回路，该回路与核反应堆的主回路14连接，构成核反应堆第一冷却流体的带压水在主回路14中流动。
核反应堆的主回路14包括几个回路，每个回路中有一使第一流体流动的主泵和一蒸汽发生器，核反应堆的压力壳与该泵和蒸汽发生器连接，由燃料组件构成的堆芯位于反应堆的压力壳中。压水核反应堆的主回路一般包括三个或四个回路。
图1所示的回路RRA 1与主回路14的两个热分支连接，即两个保证与堆芯接触的加热后的主水通过抽取管线2a、2b传向一蒸汽发生器，一些截止阀位于取出管线2a、2b上，这些截止阀可以关闭，以便使RRA回路与主回路隔绝，或者可以打开，以便通过保证主水冷却的RRA回路取出主水。
在RRA回路的使用阶段，通过RRA回路的输入管线2a和2b在主回路中取出的主水的温度低于180℃，压力低于45bars。
输入管线2a和2b与一双泵送回路3连接，泵送回路3包括两个并联的泵，以便使主水在RRA回路中流动。泵送阶段3的下游设有一双冷却回路4，该双冷却回路4包括一第一热交换器5a和一第二热交换器5b，两个热交换器5a和5b并联，以便通过一种一般由水构成的制冷流体冷却在RRA回路中流动的主水。在冷却阶段的下游，RRA回路通过输出管6a、6b与主回路的两个冷分支连接，即与两个与核反应堆压力壳连接的分支连接，在一蒸汽发生器中冷却的核反应堆的冷却水通过这两个分支输送到核反应堆的压力壳中。
RRA回路另外包括一与冷却阶段4的上游部分连接的分流管7，该管可以使通过泵送阶段3来自热分支的反应器冷却水的一部分到达排出管8，排出管8的其中一端与冷却阶段4的下游部分连接，它的第二端通过一连接管6与RRA回路的输出管6a和6b连接，以便使冷却阶段出口的主冷却水与来自冷却阶段4上游泵送阶段的未冷却主水混合。
通过管子7带到排出管8的未冷却水流量的通过和调节、通过调节和截止阀门7’进行。
一小直径(在传统RRA管的情况下约为50mm)返回管9的第一端也与连接管6连接，它的第二端与保证未冷却的主水在输入管2a和2b与泵送阶段3之间通过的第二连接管11连接。返回管9的直径明显小于RRA回路的其它管子的直径(一般约为300mm)，并且只保证使与来自连接管6的混合后冷却水的一很小流量的主水返回到在连接管11中流动的未冷却的主水水流中。
分流管7通过第一T形管元件10与排放管8连接，该T形管元件可以是根据本发明形成的元件。
同样，返回管9通过一可以是根据本发明形成的第二T形管元件10’与连接管11连接。
图2表示RRA回路在冷却水排出管8与主水在输出管6a和6b方向流动的管子7和6方向之间的连接处的一部分。
T形管连接元件10包括一轴线基本垂直的主分支10a和一轴线基本水平的侧向分支10b.
分流管7的弯肘端构成一与管元件10的主分支10a的一端或输入端连接的第一段，与输出管6a和6b连接的管子6构成与T形管元件10的主分支10a的输出端连接的第二弯肘形段。
冷却水排出管8的端部构成一与管元件10的侧向分支10b连接的第三管段。一调节阀可以控制冷却水向T形连接和混合管元件10的流动。
这样，来自核反应堆热分支并通过分流管7到达T形管元件10的未冷却的水与通过与侧向分支10b连接的排出管8进入T形管元件10的冷却水混合，混合物通过与T形管元件10的主分支10a的输出端连接的连接管6排出。
还可形成形状不对称的管元件10，例如侧向分支在距主分支中间部分一定距离处与主分支连接。
例如，在RRA回路的管线6和7与T形管元件10的主分支10a的直径约为300mm的情况下，主分支10a沿其垂直轴线10’a的长度可以约为1米，并且侧向分支10b的轴线10’b与主分支10a的输入端之间沿主分支轴线10’a方向的距离约为0.25m，即大约等于主分支10a长度的四分之一。
管元件10构成包括主分支10a和侧向分支10b的简单T形，主分支和侧向分支均为管形，并且不包含内保护套，因此流体的混合通过流体在构成混合室的主分支10a内的直接接触实现。
根据本发明，包括互相连在一起的主分支10a和侧向分支10b的T形管元件10由马氏体不锈钢形成。
T形管元件10最好由13-4型马氏体不锈钢制成，它的标准名称是Z5CND13-4，这种钢包括约0.050％的碳、13％的铬和4％的镍。
根据欧洲标准NF EN10222-5和技术规范M3204(code RCC-M 2000版)，这种13-4钢的化学成分通过下述每种元素的相对含量范围确定(重量百分比)：
碳：最高0.060％
铬：12.00％-14.00％
镍：3.50％-4.50％
钼：0.30％-0.70％
锰：0.50％-1.00％
硅：0.30％-0.60％
硫：最高0.020％
磷：最高0.030％
除了不可避免的杂质外，剩余成分由铁构成。
根据上面提到的技术规范，在这种马氏体不锈钢上得到的机械性能如下：
最低Rp0.2值(弹性限在0.2％)：685MPa，20℃
Rm(机械强度)：780-980MPa，20℃
A％(断裂伸长)最低值：15％，20℃
弹性(平均最低值)：56焦耳，0℃
弹性(单个最低值)：40焦耳，0℃
为了得到改进的抗热疲劳强度，在符合本发明的管元件的情况下，最好将硫的最高含量降低到低于0.020％的水平。因此0.005％的最高限被认为是最好的。
为了避免材料对磷的熔析产生的可逆脆性现象的敏感性，最好将磷的最高含量降低到低于0.030％的水平。因此0.005％的最高限被认为是最好的。
一般说来，在形成压水核反应堆辅助管线的T形管元件的情况下，需要考虑一种具有良好可焊性和淬火性特征的马氏体钢。
这种基本成分为13-4马氏体不锈钢的推荐成分如下：
碳：最高0.050％
铬：12.50％-14.00％
镍：3.50％-4.50％
钼：0.50％-0.70％
锰：0.50％-1.00％
硅：0.30％-0.60％
硫：最高0.005％
磷：最高0.005％
除了不可避免的杂质外，剩余成分由铁构成。
可以看到，在这种成分中，为了提高可焊性，更准确地确定了碳、铬、钼元素的含量。
符合本发明的T形管元件通过锻造或模锻得到，总锻接系数(锻造时的延长)大于3。
T形管元件可以由一单一元件形成，或者从两个管元件即主分支和侧向分支形成，然后沿一在主分支的壁中加工的开口的边缘把它们互相焊接在一起。
根据上面提到的RCCM STRM 3204技术规范，锻造得到的管元件经过包括油淬火的热处理，温度从950℃到1080℃，然后在一高于580℃的温度下回火。
符合本发明的T形管元件用于通过焊接头对头地与一压水核反应堆的辅助回路如一RRA回路的奥氏体不锈钢管连接。
在建设一新的核反应堆的情况下和在一已经运行的核反应堆的已使用的辅助回路上更换一T形管元件的情况下，该作业都应在核反应堆的现场进行。由于T形管元件由马氏体不锈钢制成，它在辅助回路上的连接和焊接需要实现非均质焊接(双金属连接LMB)。
马氏体不锈钢管元件与辅助回路的奥氏体不锈钢管之间(或最好是T形元件与奥氏体不锈钢中间连接元件之间)的双金属连接可以根据下面描述的不同技术进行。
-根据第一种技术，可以通过在T形管元件分支的自由端上进行厚的奥氏体不锈钢沉积(或堆焊层)，然后用一种附加不锈钢金属充填奥氏体不锈钢堆焊层(beurrage)与奥氏体不锈钢管元件端部之间形成的坡口实现不锈钢双金属连接，附加金属的成分与堆焊层和奥氏体不锈钢管元件的成分相容。可以用一种附加金属如奥氏体不锈钢316L、309L或308L实现堆焊层和焊接。堆焊层处理后，应进行T形管元件端部的退火热处理。
-还可以实现镍基合金如合金52的双金属连接，将合金52构成的附加金属沉积在马氏体不锈钢T形管元件端部与奥氏体不锈钢管元件之间的狭窄坡口中，而没有T形管元件端部的预先堆焊层处理。
-还可以实现用一种马氏体不锈钢附加金属的双金属连接，将这种附加金属沉积在马氏体不锈钢T形管元件端部与奥氏体不锈钢管元件之间的狭窄坡口中。
尽管可以通过上述焊接技术之一实现T形管元件端部与辅助回路的两个奥氏体不锈钢管元件的留待端的直接连接，但最好在现场安装前在车间形成T形管元件，即一如图3所示的连接元件12。
这种包括管元件10本身的连接元件由互相连在一起的主分支10a和侧向分支10b以及奥氏体不锈钢的连接管元件构成，分别为在主分支10a的第一和第二端的13a和13’a和侧向分支10b的自由连接端的13b。
连接管元件13a、13’a和13b最好通过奥氏体不锈钢如304L钢无缝管的切割段得到。然后将连接管段头对头地焊接到预先通过锻造然后经过热处理的T形管元件10的端部。可以通过上面描述的三种技术之一实现奥氏体不锈钢连接管元件在马氏体钢T形管元件上的焊接。该作业在车间进行。在内部平整和抛光然后检查焊缝后，该元件可用于核反应堆的现场，以保证安装或更换压水核反应堆一辅助回路的T形管元件。
因此要在现场实现的焊接是管形奥氏体不锈钢连接元件与辅助回路的留待管线端部之间的均质焊接。
符合本发明的马氏体不锈钢T形连接和混合管元件可以实现流体混合。另外，使用一种马氏体不锈钢形成T形连接和混合管元件可以比符合现有技术的奥氏体不锈钢T形管元件明显提高它的抗热疲劳强度。特别是可以在T形管元件内实现温度差大大高于50℃(例如160℃)的流体的混合，同时保证T形连接足以使RRA回路正常使用的寿命。
由于使用大大不对称的T形，侧向分支在一(轴向方向)远离主分支中心部分的区域与主分支连接，并靠近主分支的输入端，使主分支覆盖波动区，使混合区远离管元件的下游连接焊缝。因此管元件下游的连接焊缝远离由于温度更低的第二流体进入第一流体流中而产生温度波动的区域。
本发明不限于已经描述的实施例。
尽管上述成分调节后的马氏体不锈钢13-4可以同时得到良好的管元件可焊性条件和非常好的抗热疲劳强度，但也可考虑使用具有其它成分的马氏体不锈钢，例如符合标准名称的不锈钢Z12C13、Z12CN13、Z5CND16.04或Z6CNU17.04。
可以通过T形管元件主分支的任一端部或通过侧向分支实现第一和第二流体进入T形管元件以及混合流体的排出。
侧向分支可以与主分支形成一与90°不同的角度。
本发明可以用于安装或更换各种PWR反应堆停工RRA冷却回路的大流量或小流量T形混合元件。
符合本发明的马氏T形管元件还可用于作为压水冷却核反应堆RRA停工冷却回路以外的不同奥氏体不锈钢辅助回路的T形连接和混合。
核反应堆的主回路14包括几个回路，每个回路中有一使第一流体流动的主泵和一蒸汽发生器，核反应堆的压力壳与该泵和蒸汽发生器连接，由燃料组件构成的堆芯位于反应堆的压力壳中。压水核反应堆的主回路一般包括三个或四个回路。
图1所示的回路RRA 1与主回路14的两个热分支连接，即两个保证与堆芯接触的加热后的主水通过抽取管线2a、2b传向一蒸汽发生器，一些截止阀位于取出管线2a、2b上，这些截止阀可以关闭，以便使RRA回路与主回路隔绝，或者可以打开，以便通过保证主水冷却的RRA回路取出主水。
在RRA回路的使用阶段，通过RRA回路的输入管线2a和2b在主回路中取出的主水的温度低于180℃，压力低于45bars。
输入管线2a和2b与一双泵送回路3连接，泵送回路3包括两个并联的泵，以便使主水在RRA回路中流动。泵送阶段3的下游设有一双冷却回路4，该双冷却回路4包括一第一热交换器5a和一第二热交换器5b，两个热交换器5a和5b并联，以便通过一种一般由水构成的制冷流体冷却在RRA回路中流动的主水。在冷却阶段的下游，RRA回路通过输出管6a、6b与主回路的两个冷分支连接，即与两个与核反应堆压力壳连接的分支连接，在一蒸汽发生器中冷却的核反应堆的冷却水通过这两个分支输送到核反应堆的压力壳中。
RRA回路另外包括一与冷却阶段4的上游部分连接的分流管7，该管可以使通过泵送阶段3来自热分支的反应器冷却水的一部分到达排出管8，排出管8的其中一端与冷却阶段4的下游部分连接，它的第二端通过一连接管6与RRA回路的输出管6a和6b连接，以便使冷却阶段出口的主冷却水与来自冷却阶段4上游泵送阶段的未冷却主水混合。
通过管子7带到排出管8的未冷却水流量的通过和调节、通过调节和截止阀门7’进行。
一小直径(在传统RRA管的情况下约为50mm)返回管9的第一端也与连接管6连接，它的第二端与保证未冷却的主水在输入管2a和2b与泵送阶段3之间通过的第二连接管11连接。返回管9的直径明显小于RRA回路的其它管子的直径(一般约为300mm)，并且只保证使与来自连接管6的混合后冷却水的一很小流量的主水返回到在连接管11中流动的未冷却的主水水流中。
分流管7通过第一T形管元件10与排放管8连接，该T形管元件可以是根据本发明形成的元件。
同样，返回管9通过一可以是根据本发明形成的第二T形管元件10’与连接管11连接。
图2表示RRA回路在冷却水排出管8与主水在输出管6a和6b方向流动的管子7和6方向之间的连接处的一部分。
T形管连接元件10包括一轴线基本垂直的主分支10a和一轴线基本水平的侧向分支10b.
分流管7的弯肘端构成一与管元件10的主分支10a的一端或输入端连接的第一段，与输出管6a和6b连接的管子6构成与T形管元件10的主分支10a的输出端连接的第二弯肘形段。
冷却水排出管8的端部构成一与管元件10的侧向分支10b连接的第三管段。一调节阀可以控制冷却水向T形连接和混合管元件10的流动。
这样，来自核反应堆热分支并通过分流管7到达T形管元件10的未冷却的水与通过与侧向分支10b连接的排出管8进入T形管元件10的冷却水混合，混合物通过与T形管元件10的主分支10a的输出端连接的连接管6排出。
还可形成形状不对称的管元件10，例如侧向分支在距主分支中间部分一定距离处与主分支连接。
例如，在RRA回路的管线6和7与T形管元件10的主分支10a的直径约为300mm的情况下，主分支10a沿其垂直轴线10’a的长度可以约为1米，并且侧向分支10b的轴线10’b与主分支10a的输入端之间沿主分支轴线10’a方向的距离约为0.25m，即大约等于主分支10a长度的四分之一。
管元件10构成包括主分支10a和侧向分支10b的简单T形，主分支和侧向分支均为管形，并且不包含内保护套，因此流体的混合通过流体在构成混合室的主分支10a内的直接接触实现。
根据本发明，包括互相连在一起的主分支10a和侧向分支10b的T形管元件10由马氏体不锈钢形成。
T形管元件10最好由13-4型马氏体不锈钢制成，它的标准名称是Z5CND13-4，这种钢包括约0.050％的碳、13％的铬和4％的镍。
根据欧洲标准NF EN10222-5和技术规范M3204(code RCC-M 2000版)，这种13-4钢的化学成分通过下述每种元素的相对含量范围确定(重量百分比)：
碳：最高0.060％
铬：12.00％-14.00％
镍：3.50％-4.50％
钼：0.30％-0.70％
锰：0.50％-1.00％
硅：0.30％-0.60％
硫：最高0.020％
磷：最高0.030％
除了不可避免的杂质外，剩余成分由铁构成。
根据上面提到的技术规范，在这种马氏体不锈钢上得到的机械性能如下：
最低Rp0.2值(弹性限在0.2％)：685MPa，20℃
Rm(机械强度)：780-980MPa，20℃
A％(断裂伸长)最低值：15％，20℃
弹性(平均最低值)：56焦耳，0℃
弹性(单个最低值)：40焦耳，0℃
为了得到改进的抗热疲劳强度，在符合本发明的管元件的情况下，最好将硫的最高含量降低到低于0.020％的水平。因此0.005％的最高限被认为是最好的。
为了避免材料对磷的熔析产生的可逆脆性现象的敏感性，最好将磷的最高含量降低到低于0.030％的水平。因此0.005％的最高限被认为是最好的。
一般说来，在形成压水核反应堆辅助管线的T形管元件的情况下，需要考虑一种具有良好可焊性和淬火性特征的马氏体钢。
这种基本成分为13-4马氏体不锈钢的推荐成分如下：
碳：最高0.050％
铬：12.50％-14.00％
镍：3.50％-4.50％
钼：0.50％-0.70％
锰：0.50％-1.00％
硅：0.30％-0.60％
硫：最高0.005％
磷：最高0.005％
除了不可避免的杂质外，剩余成分由铁构成。
可以看到，在这种成分中，为了提高可焊性，更准确地确定了碳、铬、钼元素的含量。
符合本发明的T形管元件通过锻造或模锻得到，总锻接系数(锻造时的延长)大于3。
T形管元件可以由一单一元件形成，或者从两个管元件即主分支和侧向分支形成，然后沿一在主分支的壁中加工的开口的边缘把它们互相焊接在一起。
根据上面提到的RCCM STRM 3204技术规范，锻造得到的管元件经过包括油淬火的热处理，温度从950℃到1080℃，然后在一高于580℃的温度下回火。
符合本发明的T形管元件用于通过焊接头对头地与一压水核反应堆的辅助回路如一RRA回路的奥氏体不锈钢管连接。
在建设一新的核反应堆的情况下和在一已经运行的核反应堆的已使用的辅助回路上更换一T形管元件的情况下，该作业都应在核反应堆的现场进行。由于T形管元件由马氏体不锈钢制成，它在辅助回路上的连接和焊接需要实现非均质焊接(双金属连接LMB)。
马氏体不锈钢管元件与辅助回路的奥氏体不锈钢管之间(或最好是T形元件与奥氏体不锈钢中间连接元件之间)的双金属连接可以根据下面描述的不同技术进行。
-根据第一种技术，可以通过在T形管元件分支的自由端上进行厚的奥氏体不锈钢沉积(或堆焊层)，然后用一种附加不锈钢金属充填奥氏体不锈钢堆焊层(beurrage)与奥氏体不锈钢管元件端部之间形成的坡口实现不锈钢双金属连接，附加金属的成分与堆焊层和奥氏体不锈钢管元件的成分相容。可以用一种附加金属如奥氏体不锈钢316L、309L或308L实现堆焊层和焊接。堆焊层处理后，应进行T形管元件端部的退火热处理。
-还可以实现镍基合金如合金52的双金属连接，将合金52构成的附加金属沉积在马氏体不锈钢T形管元件端部与奥氏体不锈钢管元件之间的狭窄坡口中，而没有T形管元件端部的预先堆焊层处理。
-还可以实现用一种马氏体不锈钢附加金属的双金属连接，将这种附加金属沉积在马氏体不锈钢T形管元件端部与奥氏体不锈钢管元件之间的狭窄坡口中。
尽管可以通过上述焊接技术之一实现T形管元件端部与辅助回路的两个奥氏体不锈钢管元件的留待端的直接连接，但最好在现场安装前在车间形成T形管元件，即一如图3所示的连接元件12。
这种包括管元件10本身的连接元件由互相连在一起的主分支10a和侧向分支10b以及奥氏体不锈钢的连接管元件构成，分别为在主分支10a的第一和第二端的13a和13’a和侧向分支10b的自由连接端的13b。
连接管元件13a、13’a和13b最好通过奥氏体不锈钢如304L钢无缝管的切割段得到。然后将连接管段头对头地焊接到预先通过锻造然后经过热处理的T形管元件10的端部。可以通过上面描述的三种技术之一实现奥氏体不锈钢连接管元件在马氏体钢T形管元件上的焊接。该作业在车间进行。在内部平整和抛光然后检查焊缝后，该元件可用于核反应堆的现场，以保证安装或更换压水核反应堆一辅助回路的T形管元件。
因此要在现场实现的焊接是管形奥氏体不锈钢连接元件与辅助回路的留待管线端部之间的均质焊接。
符合本发明的马氏体不锈钢T形连接和混合管元件可以实现流体混合。另外，使用一种马氏体不锈钢形成T形连接和混合管元件可以比符合现有技术的奥氏体不锈钢T形管元件明显提高它的抗热疲劳强度。特别是可以在T形管元件内实现温度差大大高于50℃(例如160℃)的流体的混合，同时保证T形连接足以使RRA回路正常使用的寿命。
由于使用大大不对称的T形，侧向分支在一(轴向方向)远离主分支中心部分的区域与主分支连接，并靠近主分支的输入端，使主分支覆盖波动区，使混合区远离管元件的下游连接焊缝。因此管元件下游的连接焊缝远离由于温度更低的第二流体进入第一流体流中而产生温度波动的区域。
本发明不限于已经描述的实施例。
尽管上述成分调节后的马氏体不锈钢13-4可以同时得到良好的管元件可焊性条件和非常好的抗热疲劳强度，但也可考虑使用具有其它成分的马氏体不锈钢，例如符合标准名称的不锈钢Z12C13、Z12CN13、Z5CND16.04或Z6CNU17.04。
可以通过T形管元件主分支的任一端部或通过侧向分支实现第一和第二流体进入T形管元件以及混合流体的排出。
侧向分支可以与主分支形成一与90°不同的角度。
本发明可以用于安装或更换各种PWR反应堆停工RRA冷却回路的大流量或小流量T形混合元件。
符合本发明的马氏T形管元件还可用于作为压水冷却核反应堆RRA停工冷却回路以外的不同奥氏体不锈钢辅助回路的T形连接和混合。