一种核动力装置故障的诊断方法及系统

    公开(公告)号:CN112016251B

    公开(公告)日:2023-01-31

    申请号:CN202010909121.3

    申请日:2020-09-02

    Abstract: 本发明涉及一种核动力装置故障的诊断方法及系统。该方法包括:获取核动力装置的历史运行数据以及实际运行数据,并确定实际运行数据的状态类别;对实际运行数据进行相空间重构,确定重构后的实际运行数据;建立小卷积核堆叠形成的时间卷积网络模型;利用重构后的实际运行数据以及状态类别构建时间卷积网络基分类器;根据5个时间卷积网络基分类器确定次级分类器的训练集以及测试集;利用次级分类器训练集对次级分类器进行训练,利用次级分类器测试集对次级分类器进行测试,确定堆栈泛化集成学习模型;根据堆栈泛化集成学习模型对核动力装置进行故障诊断,输出故障类别。本发明提高故障诊断的准确率,避免误诊断和漏诊断的发生。

    一种船舶核动力装置系统汽轮泵的仿真方法及系统

    公开(公告)号:CN115600322A

    公开(公告)日:2023-01-13

    申请号:CN202211411461.9

    申请日:2022-11-11

    Abstract: 本申请公开了一种船舶核动力装置系统汽轮泵的仿真方法及系统,其中,方法包括以下步骤:确定仿真模型的时间步长,基于驱动汽轮机和泵的仿真画面,定位汽轮机阀后节点、汽轮机做功节点、汽轮机流线、泵前节点、泵后节点和泵流线;基于汽轮机阀后节点、汽轮机做功节点、泵前节点和泵后节点构建汽轮机模型和泵模型;基于汽轮机模型和泵模型进行仿真,得到仿真数据。本申请所提出的汽轮泵模型不需要打破原有相对独立的驱动汽轮机与泵系统的仿真边界,也不需改变原有的仿真图,仅需要添加转子动力学模块即可实现相对独立的模块跨系统模拟,汽轮泵的仿真对原有热力系统管网仿真模型引入的影响较小,仿真效率较高。

    一种基于大功率环路热管的空间反应堆双面辐射散热器

    公开(公告)号:CN115547523A

    公开(公告)日:2022-12-30

    申请号:CN202211162682.7

    申请日:2022-09-23

    Abstract: 本发明提供了一种基于大功率环路热管的空间反应堆双面辐射散热器,所述辐射散热器包括辐射板、空间核反应堆、连接管路、合页、冷凝管路和导热基座组成,使用12组单根3kW的回路热管耦合辐射板来满足30kW级的散热需求,通过辐射传热的方式将回路热管的冷凝管路中的工质凝结放出的热量排放到太空,位于空间反应堆内部的环路热管蒸发器将热量通过连接管路输送到辐射板内部的冷凝段,热量通过导热基座传递到两侧的辐射板,辐射板外侧有高发射率热控涂层,本发明的基于环路热管的大功率双面辐射散热器能够解决空间核反应堆大功率散热问题,给航天器提供良好的温度环境,具有传热能力强、重量轻、可靠性高等优点,且无需泵输送工质。

    基于代理模型的自然循环蒸汽发生器给水控制方法及系统

    公开(公告)号:CN115183224A

    公开(公告)日:2022-10-14

    申请号:CN202210391582.5

    申请日:2022-04-14

    Abstract: 本发明公开了基于代理模型的自然循环蒸汽发生器给水控制方法及系统,应用于海洋条件下自然循环蒸汽发生器给水控制技术领域,包括以下步骤:S101、获取代理模型的训练数据;S201、利用S101获取的训练数据进行代理模型的训练,得到训练好的代理模型;S301、利用S201得到的训练好的代理模型对自然循环蒸汽发生器水位测量值进行修正,得到修正后的水位测量值;S401、将S301中修正后的测量值作为给水控制的输入量,通过PID控制算法控制自然循环蒸汽发生器给水流量。本发明避免海洋条件引起自然循环蒸汽发生器给水控制的给水调节阀活动,提供给水控制性能。

    一种基于星型斯特林发动机的反应堆电源系统

    公开(公告)号:CN112885494B

    公开(公告)日:2022-08-02

    申请号:CN202110105279.X

    申请日:2021-01-26

    Abstract: 本发明公开了一种基于星型斯特林发动机的反应堆电源系统,属于核反应堆工程技术领域,其包括一为锥形密闭壳体的锥形保护容器以及设置在锥形保护容器内部的反应堆系统和热电转换装置,反应堆系统通过支撑结构固定连接在锥形保护容器的尖端,热电转换装置设置在锥形保护容器的底端;反应堆系统与热电转换装置之间设置有辐射屏蔽装置;热电转换装置包括导热热管、星型斯特林发动机、传动机构和发电机;导热热管分为第一蒸发段、第一绝热段和第一冷凝段;星型斯特林发动机通过传动机构驱动发电机产生电力。本发明提供了一种能够满足周期长达数年的海洋工作需求的反应堆电源系统,为海洋条件下小型核动力装备核动力系统的研发和布置提供一定的指导。

    一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统

    公开(公告)号:CN110739090B

    公开(公告)日:2022-07-15

    申请号:CN201910974400.5

    申请日:2019-10-14

    Abstract: 本发明涉及一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统,属于核反应堆系统技术领域。包括反应堆保护容器和反应堆压力容器;反应堆保护容器的下部通过海水进口管道与大海环境相连,上部通过海水出口管道与大海环境相连;反应堆压力容器内布置有反应堆堆芯、高温热管和主换热器,反应堆压力容器的内表面与穿过堆芯布置的热管冷凝段相连;反应堆保护容器、海水进口管道、海水出口管道和反应堆压力容器共同构成与大海环境联通的余热排出通道。本发明形成的非能动余热排出循环仅依靠工质的密度差和热管的毛细作用,不需任何的外力作用就能实现堆芯衰变热的持续导出,提高了反应堆的安全性,且有利于实现反应堆结构的紧凑性,应用前景广阔。

    一种摇摆条件下热管相界面可视化实验段及实验方法

    公开(公告)号:CN114740040A

    公开(公告)日:2022-07-12

    申请号:CN202210383019.3

    申请日:2022-04-12

    Abstract: 本发明公开一种摇摆条件下热管相界面可视化实验段及实验方法,包括摇摆台和安装在摇摆台顶端的可视化密闭容器;可视化密闭容器内部底端安装有多孔介质吸液芯,多孔介质吸液芯顶端与可视化密闭容器之间形成气体通道;可视化密闭容器顶部两端分别安装有气体出口、充液口,可视化密闭容器底端沿多孔介质吸液芯方向依次设置有冷凝段、绝热段和蒸发段,可视化密闭容器的冷凝段安装有冷却装置,绝热段覆盖有保温层,蒸发段安装有加热装置,且加热装置和冷却装置分别设置于多孔介质吸液芯的两端。本发明实验段采用可视化密闭容器,可实时观测到多孔介质内的相界面变化过程,通过合理的布置光源和高速摄影仪,能够满足相界面变化特性可视化观测的需要。

    一种熔融合金电极碱金属热电转换的核反应堆系统

    公开(公告)号:CN113035382B

    公开(公告)日:2022-06-17

    申请号:CN202110241398.8

    申请日:2021-03-04

    Abstract: 本发明公开了一种熔融合金电极碱金属热电转换的核反应堆系统,属于核反应堆工程技术领域,其包括反应堆、高温换热器、电极室、负载、第一回热器、钠蒸馏分离室、第二回热器、冷凝器、电磁泵;反应堆的出口、入口分别与高温换热器的入口、出口连接;电极室包括液态钠电极室、BASE和熔融合金电极室;负载的两端分别与液态钠电极室、熔融合金电极室连接;电磁泵设置在第二回热器的吸热侧入口与冷凝器的放热侧出口之间;第二回热器的吸热侧出口与液态钠电极室的入口连接;钠蒸馏分离室设置在高温换热器内部。本发明采用熔融合金和液态钠作为循环工质,利用熔融合金和液态钠之间的活度差作为驱动力,可以在较低温度下实现高性能指标,提高系统可靠性。

    一种核动力装置运行参数异常检测方法及系统

    公开(公告)号:CN111797533B

    公开(公告)日:2022-05-13

    申请号:CN202010654715.4

    申请日:2020-07-09

    Abstract: 本发明涉及一种核动力装置运行参数异常检测方法及系统,该方法包括:获取核动力装置的实时运行参数;计算实时运行参数的协方差矩阵;计算协方差矩阵的特征值集合和特征向量集合;根据特征值集合,采用主成分分析方法对特征向量集合降维,得到降维特征向量集合;根据降维特征向量集合,在实时运行参数中选取有效的实时运行参数,得到有效实时运行参数;获取参考运行参数;计算有效实时运行参数和参考运行参数的实时散度值;获取散度值阈值;散度值阈值是根据参考运行参数确定;根据实时散度值和散度值阈值对实时运行参数进行异常检测。通过本发明的上述方法及系统能够对实时运行参数进行异常检测,同时提高了异常检测的准确率。

    一种布置在一体化反应堆压力容器下降段的流量搅混装置

    公开(公告)号:CN111540488B

    公开(公告)日:2022-04-29

    申请号:CN202010412301.0

    申请日:2020-05-15

    Abstract: 本发明公开了一种布置在一体化反应堆压力容器下降段的流量搅混装置,属于核反应堆工程技术领域,包括流量分配部件和流量搅混部件;流量分配部件包括:进口环形隔板和出口环形隔板、环形竖直挡板,并与反应堆压力容器内壁壁面形成环形密闭腔体;环形密闭腔体内设置有N个均匀布置的竖直隔板,形成N个扇形空间;每个扇形空间上端对应地设置有与其连通的直流蒸汽发生器;流量搅混部件包括:环形流道;环形流道均设置有流道出口孔。本发明的一体化反应堆压力容器下降段的流量搅混装置利用了一体化反应堆压力容器下降段的空间,通过增加水平隔板和竖直隔板实现了冷却剂流动方向的变化,达到流量搅混的目的,不会改变一体化反应堆系统的其他结构设计。

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