反應堆壓力容器的案例
田灣核電5號機組反應堆壓力容器發運
7月4日，在江蘇核電有限公司、中國核電工程有限公司、中國核動力研究設計院等多家單位的見證下，由核動力院設計、采購的田灣5號機組反應堆壓力容器在中國第一重型機械股份公司完成裝船發運。
田灣核電，自1號機組2007年5月17日正式投入商業運行以來，左手商運，右手在建，科學管理，高效運營，持續推動地方經濟建設和我國核電事業安全高效發展，如今喜提5號機組壓力容器，為我國清潔能源領域做出更大貢獻，在此核動力院為田灣核電送上誠摯祝福！
田灣核電站擴建工程于2009年8月26日簽訂反應堆壓力容器設備采購合同以來，歷經長達4年的暫停。田灣核電站擴建工程于2015年8月25日重新全面啟動，開啟了反應堆壓力容器設備制造工作。通過近三年的努力，2018年5月25日反應堆壓力容器的水壓試驗順利完成，2018年7月3日反應堆壓力容器的順利通過出廠驗收。
作為首個引入核島的大型主設備，反應堆壓力容器設備制造周期很長，設備交付壓力非常大。為滿足田灣核電站擴建工程5號機組工程建設快速推進的需要，核動力院全面協調江蘇核電有限公司、中國核電工程有限公司和中國第一重型機械股份公司共同努力，打造了一個不怕困難、艱苦奮斗、敢打硬仗、攻堅克難的團隊，通過風險管控、靠前駐廠管理、高層協調等管理手段，在各方緊密配合、精誠合作下，設備制造質量和制造進度均得到了有效保證，實現了田灣5號反應堆壓力容器設備的順利驗收、發運，有力保障了田灣5號工程進展需求。
田灣5、6號機組作為中核集團福島事件前就已啟動建設的二代改進型核電機組的最后一個項目，在福島事件后，為滿足核電安全的更高要求，引入了大量新的設計思想，增加了大量新的設計要求，進行了大量的改進設計，田灣5、6號機組比以往二代改進型核電機組具有更高的設計安全性和可靠性。
展開 核電站壓力容器的焊接工藝
核電站壓力容器中殼體用鋼要求較高的是核反應堆。核反應堆壓力容器一般由鋼鍛件焊接而成，鍛件厚度通常在200mm以上，由于長期在高溫高壓下工作，并承受中子和γ射線輻照，因此對核反應堆容器材料提出了很高的要求：應具有良好的室溫綜合性能，即有較高的強度、韌性和防脆斷能力；沿截面應有良好的性能均一性，特別對尺寸較大、較厚截面的鍛件更要求如此；具有良好的焊接性，再熱裂紋敏感性低；對中子輻照應有較高的穩定性。
大型鍛件的極端制造
其中的壓水堆核反應堆壓力容器頂蓋鍛件經歷了從分體式到AP1000的整體式再到CAP1400的一體化的發展歷程。
圖7 核電鍛件發展歷程
圖8顯示了直徑3m的汽輪機低壓轉子鍛件從分段焊接發展為整體鍛造，以確保其心部FATT≤-20℃。
圖9是反應堆壓力容器接管段鍛件從分體式到整體式再到半一體化式乃至終極目標為一體化成形的技術進步經歷。到目前為止，國內外優秀鍛件供應商已研發了大量一體化鍛件。
模鍛化成形
大型鍛件極端制造的最高目標除了均質化制坯和一體化制造以外，少無切削的模鍛化成形也是一個非常重要的內容。
已實現模鍛化成形的鍛件
河北宏潤核裝備有限公司利用500MN壓機以模鍛方式制造出大型船用柴油機曲拐（圖10）和AP1000主泵泵殼（圖11）等鍛件，其中模鍛曲拐的材料利用率較彎鍛成形提高68%。
圖8 核電常規島超大型汽輪機低壓轉子
圖9 核反應堆壓力容器接管段鍛件的發展經歷
圖10 大型船用柴油機曲拐
圖11 AP1000主泵泵殼
待模鍛化成形的鍛件
中國一重發明的整體水室封頭仿形鍛造與國內外其他鍛件供應商的自由鍛造相比，材料利用率提高30%以上，但與成品鍛件相比仍有優化空間（圖12）。為了實現超大異形鍛件模鍛化，對CAP1400反應堆壓力容器一體化接管段及蒸汽發生器水室封頭的模鍛成形方案進行了研究，其數值模擬結果分別如圖13和圖14所示。
圖12 CAP1400蒸汽發生器水室封頭鍛件從自由鍛造到仿形鍛造
圖13 CAP1400 RPV一體化接管段模鍛數值模擬
圖14 CAP1400 SG水室封頭模鍛數值模擬
中國一重擬對支承輥和轉子等大型、超大型軸類鍛件的輥、軸身進行擠壓，對輥、軸頸進行模鍛。
展開 壓力容器專題 反應器裙座支撐區域分析
案例來源：余偉煒和高炳軍老師的著作《ANSYS在機械與化工裝備中的應用》是ANSYS經典界面在壓力容器行業應用的經典教材。近些年，Workbench界面已經成為主流，ANSYS經典界面式微，可以說已經過時。但該書的行業知識并不過時，因此采用Workbench界面復現書中的案例，頗具價值！
問題描述
某加氫精制反應器，設計壓力P=8.8MPa．設計溫度T=347℃。
材料為：2 Cr-1Mo，彈性模量E=2.0x105MPa，泊松比μ=0.3。
設計溫度下材料設計應力強度：裙座鍛造結構Sm=115.5MPa，筒體及封頭主體（板材）Sm1=153.7MPa。
設備總重mg=270000kg。
h型鍛件尺寸為：筒體內半徑R1=1406.5mm，璧厚t1=87mm：球封頭內半徑R2=1416.5mm，壁厚t2=52mm；裙座壁厚t3=22mm；過渡圓角半徑r=20mm；鍛造高度H=568mm。試分析該加氫反應器裙座支撐區的機械應力。
展開 
「EDF開源CAE」YACS和OpenTURNS在核電站事故研究中的耦合應用
下圖展示了熔融物堆內滯留(In-Vessel Retention, IVR) 策略下反應堆壓力容器熔毀的可能性隨著措施操作延遲量的累計概率分布。
下圖是熔融物堆外滯留(Ex-Vessel Retention, EVR)策略下安全殼被熔融物熔穿的距離隨操作延遲量的分布。
結果和展望
Salome YACS 和Salome OpenTURNS 的耦合計算極大地方便了大規模不確定性分析的計算和研究。其所包含的簡潔清晰的GUI能夠讓用戶十分快捷地對不確定性分析計算進行設置，測試和執行。同時Salome YACS所包含的并行計算管理能夠優化大規模并行機上的運算，很大程度地提升了計算效率。最后Salome所提供的后處理方式可以直接將計算結果進行可視化輸出，因此用戶在計算結果后處理中不需要費過多的心思既能得出想要的結果展示形式。
在接下來的版本中YACS和OpenTURNS的耦合計算將得到進一步優化，使其能夠將場參數的變化考慮到不確定性分析當中，同時也會優化后處理部分，使其可以通過耦合Salome的ParaVis模塊進行更加復雜的數據處理和分析。
展開 【CAE案例】壓水反應堆中通過壓力差測量冷卻劑流量
01 研究背景
壓水反應堆是美國貝蒂斯原子能實驗室開發成功的一種輕水核反應堆，全球核電站的大多數都是壓水堆核電站。在壓水堆中，水作為主冷卻劑在高壓下被泵入反應堆堆芯，并在其中被原子裂變釋放的能量加熱。加熱的高壓水隨后流向蒸汽發生器，將其熱能轉移到產生蒸汽的二次系統的低壓水中，然后蒸汽驅動渦輪機，渦輪機旋轉發電機。
在壓水堆中，冷卻劑質量流量取決于蒸汽發生器的熱功率、熱端和冷端的溫度以及反應堆冷卻泵吸收的電能，因此對壓水堆冷卻劑流量的監測十分重要，不準確的流量監測可能會導致功率下降。冷卻劑流量可以由蒸汽發生器后第一個彎頭兩側之間的壓力差計算得到，因此如果可以準確獲得彎頭兩側的壓力差，就能夠準確檢測冷卻劑的流量。
冷卻劑管道與CFD通用仿真軟件模擬管道內部溫度場的結果壓力差測量示意圖
2000年和2010年在法國沙圖分別進行了兩次通過壓力差計算冷卻劑流量的實驗，這兩次實驗使用了法國B1壓水堆冷端2回路的1:4縮小模型進行試驗。為了驗證CFD通用仿真軟件在壓水堆中監測冷卻劑流量的能力，法國電力公司對這一實驗進行了仿真計算并對比了仿真結果和實驗結果。
實驗設備
02 模型建立
以下案例為法國電力公司使用CFD通用仿真軟件結合前后處理軟件以實驗中使用的壓水堆冷端為模型，模擬管道中的流場，以使用壓力差監測冷卻劑流量的過程。考慮到結構的復雜性，對模型進行了分塊網格劃分，實現了物理模型擬合度高、六面體占比大、質量標準良好且外觀優美的網格劃分，考慮到結構的復雜性。分塊網格劃分的策略結合CFD通用仿真軟件中的網格并接功能，簡化了設置和調試的過程，突破了網格量的極限。
展開 張作義：走在世界核能科技創新的巔峰
我們最重要的一個設備就是反應堆的壓力容器，700噸。當年南非想做這個，結果這個國家怎么集全國之力也搞不出來，他們想從日本買反應堆壓力容器，日本人說那個大鍛件訂單太多了，生產不出來。所以南非的反應堆設計是另外一個形狀，比較怪。反應堆的容器是一個核心技術，當年美國人會做，后來不做了，認為是夕陽工業，主要一流大學的人才都跑到華爾街去了。這些東西轉到日本、韓國，現在也轉到中國。08年金融危機之后奧巴馬發覺不行了，要重新工業化，學會造壓力容器。因為當他們的新一代人只會搞華爾街不會造之后，這個工業就不會是夕陽工業了。奧巴馬倒要歪著腦袋想想，如果這個樣子下去的話，他們將來坦克的炮塔從哪里來，航母從哪里來？
這樣高端的制造業現在很少國家能干得起。在我們國家上海的臨港基地，就有這么一個國際先進水平的制造基地。高溫氣冷堆一個400噸的大鍛件，用三個鋼包同時澆注，然后用萬噸水壓機來砸，砸完后的金屬非常致密，強度是很好的。400噸的鍛件，就愣是那么砸，然后很費勁地摳出來，再進行熱處理。這種能力全世界不會超過2-3家，我們中國人搞出來了。我們的目標，是不僅能造出這樣的設備，貼上我們的招牌，而且賣出一個好價錢。
我們還有另一個核心的技術，是核電站的心臟-主氦風機,也就是傳統核電中的主泵。我們國家一直在心臟動力技術上有短板。這個心臟要求24小時運轉。高溫氣冷堆的心臟不是核安全相關的產品，它如果停轉了，也不會有核安全方面的后果，這是我們前面所說固有安全的結果。但是，心臟停轉，核電站就無法繼續發電，掙不了錢。這種大型高速轉動機械的核心技術是軸承。傳統的機械軸承是非常精密的機械，是手工試出來的，我們國家還有差距。我們走了另一條路，利用最近30年在人類在信息技術上的革命去改進傳統精密機械工業，也就是采用計算機控制的電磁軸承。
展開 芬蘭核電站大修經驗
例如，在這次大修中，部署了一個專門的攝像系統，用于檢查1號機組的反應堆壓力容器。“容器樹項目是一個與材料相關的項目。
當我們在主回路壓力測試期間從堆芯中取出所有燃料時，我們使用攝像機操縱器檢查容器底部，以查看是否有任何污染或異物。這是自核電站啟動以來，我們第一次能夠檢查反應堆容器的整個底部。”
他補充道：“我們與一個合作伙伴和供應商合作，開發了基于監控攝像機操縱器的專用設備，進展非常順利。我們為2號機組開發了該設備，通過不斷改進，性能十分優異。我們開發了一些用于維護的專用系統，在檢查中發現當使用大量機械手進行檢查，而不是在維護中使用時，效果更明顯。”
索涅米繼續說道：“盡管從1號機組的反應堆中取出了一些損壞的燃料，但攝像機的檢查并不是為了找到一些碎片或類似掉入燃料通道東西。它是為了找到一些一直到容器底部的小部件，例如銷或小螺母以及類似的東西。實際上，我們什么也沒有發現，都是干凈的。”
類似的檢查計劃在未來進行，但TVO尚未決定何時進行。
索涅米說：“也許，當我們從堆芯取出所有燃料進行壓力測試時。這可能是實現這一目標的窗口。”
在大修期間，操作員通常不會更換所有燃料，而是更換大約四分之一的燃料。
奧爾基洛托核電站現代化的另一個方面是使用現代數據系統。嵌入式傳感器的數字化是當前系統升級和現代化的一部分，也是維護過程的一部分：
“我認為這是一件越來越重要的事情，在像這樣的老工廠里，我們幾乎沒有這樣的東西。一切都是后來建造的，例如振動監測系統。在未來，設備將更加依賴這些。我相信，我們的老工廠也是如此，獲得更多數據可以用于維護計劃。如果我們能夠獲得更多的數據和信息，那么我們可以利用這些不斷改進電廠。對于這種趨勢，我表示肯定。”索涅米說。
展開 【CAE案例】基于結構仿真的斷裂力學分析
一類是理論假設的缺陷，例如反應堆壓力容器的缺陷分析（圖1）：
圖1 假設裂紋
還有一類就是現實中真正存在的缺陷（圖2），例如：轉子中存在的缺陷，材料收縮時產生的裂紋以及渦輪葉片中存在的缺陷等等。
圖2 真實裂紋
更為專業的缺陷研究就是通過實驗的方式（圖3），通常采用CT試樣進行金屬材料的裂紋擴展性能研究：
圖3 實驗室試驗裝置及試驗件
在研究斷裂問題的時候，我們免不了會遇到一系列的挑戰。首先，在缺陷建模（圖4）中，我們需要考慮：1.交叉表面；2.網格自動重塑；3.裂紋前沿網格細化；4.復雜結構。
圖4 缺陷建模
其次，在塑性損傷建模中，我們需要考慮：1.網格依賴性（圖5）；2.體積自鎖（圖6）；3.網格大變形（圖7）。
圖5 網格依賴性
圖6 體積自鎖
圖7 網格大變形
第三，我們還需考慮到結構效應：從實驗室樣件尺寸到真實部件全尺寸的轉變（圖8）。
圖8 試驗件到真實部件的尺寸轉變
02 解決辦法
在結構仿真中，提供線彈性斷裂力學、非線性斷裂力學、擴展有限元（XFEM）以及裂紋結構網格處理等功能，可對脆性斷裂、延性斷裂和裂紋擴展進行仿真分析。
我們基于結構仿真的斷裂力學分析模塊，在SALOME_MECA中可以實現：
（1）缺陷網格的顯性建模：
基于SALOME_MECA中的Zcracks/blocFissure功能，采用DEFI_FOND_FISS命令可以實現缺陷網格的顯性建模。
圖9 含缺陷網格建模
（2）缺陷網格的隱性建模
基于SALOME_MECA中的XFEM功能，采用DEFI_FISS_XFEM命令可以實現缺陷網格的隱性建模。
展開 Simcenter STAR-CCM+壓力容器承壓熱沖擊分析方案
1、概述
在反應堆的整個運行生命周期中，壓力容器（RPV）內壁的完整性可能會因為輻射或承壓熱沖擊（PTS）而削弱。此處我們僅討論PTS對核反應堆的影響。
當一回路發生破口失水事故（LOCA）時，反應堆安注系統應立即向堆芯注水，防止堆芯裸露，保證燃料元件的充分冷卻。當安注系統啟動，與反應堆壓力容器壁面溫度相差很大的安注冷水瞬間流過高溫容器內壁面時，將導致容器壁溫度梯度劇烈增加即羽流（Plum：當冷的安注水流進RPV下降環腔時，會在熱的RPV內壁面沿著流動方向自上而下產生一條狹長的低溫區）效應，引發容器壁內產生很高的熱應力，有可能導致安注接管與 RPV筒體連接區形成裂紋缺陷，進而引發安全事故。如果同時在系統內存在壓力或較高的剩余壓力時，通常被稱為承壓熱沖擊。
因此，開展事故工況下壓力容器熱應力的準確計算及評估對于確保核電安全運行具有重要意義，是當前需要迫切解決的問題之一。作為核反應堆工程設計人員，首先需要深度剖析安注水如何影響熱應力發展，然后應考慮如何能減小PTS的影響。找到一款合適的數值模擬工具，無疑可以為工程設計人員提供可靠的研究手段，而Simcenter STAR-CCM+無疑就是一款適合的軟件。
2、應用STAR-CCM+進行PTS仿真建模
下圖為本文研究的對象，主要研究失水事故時，安注系統注入的冷卻水與冷卻劑管道的高溫冷卻劑混合，形成熱分層進而造成很高的熱應力。
圖1 壓力容器模型及邊界
STAR-CCM+可以在單個工作界面集成整個仿真流程，是一款真正的幾何處理、網格劃分、求解器、后處理完全一體化環境的軟件，所以在做幾何多參計算，部件替換流場計算方面，高度自動化，大大提高多參流場計算效率。
展開 球封頭成形工藝優化
核電封頭的完整性將直接關系到核反應堆的安全和壽命。封頭在工作過程中受到高溫、高壓，特殊服役條件對核反應堆壓力容器所用材料也提出了更加嚴格的要求：⑴在室溫和工作溫度下具有合適的強度和高韌性及盡可能低的脆性轉變溫度；⑵良好的可焊接性和冷熱加工性；⑶在工作溫度下具有最大的組織穩定性；⑷有足夠的淬透性和厚斷面組織性能均勻性。
常見的封頭有橢球封頭和球封頭兩種。本文介紹了球封頭沖形成形，通過數值模擬優化封頭成形輔具，保證了沖形后球封頭壁厚均勻。
球封頭鍛造工藝簡介
鋼錠切錠底、冒口壓鉗口→鐓粗壓實→拔長下料→鐓粗壓實→鐓粗出成品→鍛造板坯鍛后熱處理→板坯粗加工→板坯探傷→板坯彎曲成形。
Deform模型建立
三維實體模型利用三維建模軟件UG建立球封頭成形上模、精加工的三維實體模型，如圖1、圖2所示。
球封頭成形過程中，成形上模與水壓機活動橫梁連接，成形下模放在四個角柱上，沖形行程H=1300mm。沖形完成后，水壓機活動橫梁抬起，用天車吊起沖形完成的封頭。
圖1 球封頭成形上模
圖2 球封頭精加工圖
材料模型選擇SA508-3，該鋼具有優良的工藝穩定性和焊接性以及較高的強度。在Deform材料庫中沒有這種材料數據，根據材料物性實驗，得到材料的真實應力應變曲線，如圖3所示。
圖3 SA508-3材料應力應變曲線
板坯沖形成形過程中，成形板坯定義為變形體，成形模具定義為剛體。成形板坯與模具之間的摩擦是一種非常復雜的物理現象，與接觸表面的各種因素有關，如接觸面間的相對硬度、表面粗糙度、溫度、法向應力及相對滑動速度等，優勢還在變形過程中產生變化。在Deform中有剪切摩擦和庫侖摩擦兩種類型，本文選擇剪切摩擦類型。
展開 
美、法三代核電技術在中國首次并網發電 打開后續核電項目大門
對三門1號機組而言，由美國供應商負責研制的反應堆屏蔽主泵、爆破閥都未如期供貨，直至2015年底，拖期最久的屏蔽主泵才運抵三門現場，當時已經超過電站原計劃建成時間兩年。
臺山項目則是反應堆壓力容器頂蓋出現碳含量超標問題，這一問題最初由供應商阿海琺在2015年4月檢測法國在建的EPR機組（FA3項目）時發現，其后兩國核安全監管部門對此保持密切溝通。2017年12月，國家核安全局將該問題處理方案與結論提交核安全與環境專家委員會，得出一致結論：碳含量超標問題不影響反應堆安全運行，可以投入使用，但要求加強運行期間的在役檢查。
此外，全球核電市場在福島事故之后顯著降溫，美、法兩大核電大國新建項目寥寥，海外市場開發困難，十年前三代招標中的兩大競爭者西屋、阿海琺在2017年先后走上了破產重組之路。
種種因素下，圍繞國內核電項目，尤其是涉及后續項目審批的三門1號機組，爭議一直不斷。三門1號機組原本在2017年8月即已具備裝料條件，但高層處于審慎決策考慮，最終在經歷異常嚴格的多輪安全審評之后，在2018年4月底才獲批裝料。而臺山項目盡管晚于三門7個月開工，因此進度得以反超，提前實現裝料，并最終提前約9小時實現并網發電節點。
迄今，兩個電站開工都已經將近九年。三門一期項目預計總造價約為400億元，臺山項目預計總造價約為500億元。目前，兩個項目還未完工，也未披露最終的造價水平，中廣核電力（01816.HK）在2014年11月在香港上市，彼時招股書中披露臺山核電項目預計資金總預算為731.8億元。而據《財經》記者了解，三門一期預計最終造價約為560億元左右，臺山核電預計最終造價將超過800億元，均大幅超過預計，超支主要是超期的財務成本帶來。
重啟預期加強，經濟性是關鍵因素
自2015年12月至今，除了2017年底福建霞浦快堆示范項目之外，國內已經兩年半沒有新的常規核電機組獲批開工。
展開 海洋核動力技術發展概況
對于潛艇核動力技術，當前核潛艇用反應堆幾乎都是采用成熟度最高的壓水堆；而常規潛艇上可增設小堆AIP系統。艦船用核反應堆與潛艇用反應堆類似，也多采用壓水堆。本文將對壓水堆技術、小堆AIP技術及海洋核反應堆的裝備情況進行概述。
一．壓水堆技術
1. 壓水堆技術原理
壓水堆全稱“加壓水慢化冷卻反應堆”，是核潛艇中應用數量最多、容量最大、成熟度最高的堆型。艦船和潛艇用壓水堆通常使用UO2作燃料。裂變中子經水慢化后成為熱中子，裂變反應所釋放的熱量則由冷卻水導出堆芯。現有壓水堆的熱工參數不是很高，但其堆芯結構緊湊、體積小、技術成熟、建造周期較短、安全性好，且已實現標準化和系列化，已成為核潛艇、核航母的主要堆型。
2. 壓水堆布置方式
國外核潛艇、核航母的壓水堆按布置方式可分為分散布置、半一體化布置和一體化布置三類。分散布置反應堆在核潛艇中占74%；半一體化布置反應堆約18%；一體化布置反應堆占8%。
分散布置：將反應堆、蒸汽發生器、穩壓器和主循環泵等設備分散布置在反應堆艙內。國外海軍一般采用緊湊分散布置方式，以減輕反應堆上艇壓力。
半一體化布置：相比分散布置方式，半一體化布置反應堆取消了閥門，將蒸汽發生器、主泵與核反應堆壓力容器以超短管連接，形成半一體化布置核反應堆。
一體化布置：將堆芯、蒸汽發生器、冷卻泵、增壓器等所有系統的初級組件都裝在壓水殼內。這種布置方式完全取消了冷卻劑系統中的管道連接。
二．小堆AIP技術
小堆AIP技術是在常規潛艇上增設的一套小型化核動力裝置，提供水下航行動力，構成柴電與小堆核電組合的動力系統，即小堆AIP系統。
1.
展開 民用核能船舶未來
1、“奧托·哈恩”號（Otto Hahn）——德國獨特的集成壓水堆設計
1960年，西德開始計劃建造一艘貿易和研究貨船，以測試民用核能的可行性。
這艘重達2.6萬噸的礦石運輸船名為“奧托·哈恩”號，1968年在38 MWt壓水堆的動力下開始運行。
該反應堆由德國Babcock&Wilcox公司設計，是第一臺集成式壓水堆，其螺旋線圈蒸汽發生器設計、穩壓器和反應堆堆芯均位于反應堆壓力容器內。
兩個外部反應堆冷卻劑泵使冷卻劑在整個模塊中循環，設計中還包括單獨的屏蔽乏燃料貯存。
這種被稱為“整合核蒸汽發生器”的設計理念是Babcock&Wilcox公司在1962年根據AEC合同開發的。
反應堆堆芯有12個燃料元件和2810根燃料棒，其中包含封裝在鋯合金-4包殼中的低濃縮鈾。
“奧托·哈恩”號有63名船員，最多可容納35名研究人員。一個獨特之處在于安裝了一個典型的實驗反滲透裝置，使用核能發電的海水淡化模塊。
四年的運行里，“奧托·哈恩”號航程超過250000海里，消耗48.4磅鈾-235。
到1979年，“奧托·哈恩”號訪問了22個國家的33個港口，運送75萬噸貨物，航程達到65萬海里后，反應堆被停用并拆除。
經過10年的運行，發電廠的可用性幾乎達到100%，包括在各種海況下的運行和電力機動。
隨后，反應堆被柴油動力取代，該船于1982年改名，并改裝成集裝箱船，一直運營到2009年。
除了“奧托·哈恩”號，歷史上還有另外兩艘核動力貨船：日本的陸奧號和俄羅斯的“北海航線”號（Sevmorput）。
日本曾經也建造過核動力船舶，名稱沿用了舊日本海軍戰列艦——“陸奧”號。
展開 國內核電設備制造企業質量管理分析與對策
核電站的建設需要大量設備，如核島主設備（反應堆壓力容器、蒸汽發生器、穩壓器等）、常規島主設備（汽輪發電機組）、控制系統（DCS）、變壓器、水泵、閥門、管道、電纜等。這些設備制造的技術和管理要求都非常高，難度相當大。以前，在大亞灣、嶺澳一期等核電站的建設中，相當多的設備是從國外進口。現在，隨著國內裝備制造業的發展，同時在國家的要求下，各核電項目設備國產化比例持續、大幅提高，核電裝備制造業進入黃金時代。
面對如此之好的形勢，國內企業大舉進軍核電設備制造市場，其中包括了以東方電氣、上海電氣、中國一重、哈電集團等為代表的一大批國有及民營企業、中外合資及外商獨資企業，基本囊括了具有國內最高制造及管理水平的設備制造企業。
1 存在的主要問題
通過幾年來核電設備制造的實踐，各相關企業的管理水平都有了長足的進步。主要表現在，“四個凡事”的理念逐步深入人心，企業核安全文化水平明顯提高，在人員、設備的專業化和工藝的標準化方面向前跨進了一大步，管理的精細化得到了進一步的發展。
但是，各設備制造企業在管理上與國際先進企業相比還存在較大的差距，仍存在相當多的問題，不能完全滿足核電設備制造的需要，主要表現在以下幾個方面：
1.1 低級的人因質量事件頻發
各設備制造企業在核電設備的制造過程中，由于各種原因，不可避免地發生了較多的不符合項。但讓人很難接受的是，這些不符合項中存在著大量的低級人因錯誤導致的不符合項，很多不符合項完全不應該發生。如部件在起吊過程中跌落，購買原材料時使用錯誤的技術規范，未經購買方同意擅自變更產品結構，等等。
這些不符合項的發生，不僅對設備制造進度造成重大影響，還對企業的形象造成極大的負面影響，讓購買方的信心發生動搖。
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