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公开(公告)号：CN113345609B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202110614860.4
申请日：2021-06-02
Applicant: 哈尔滨工程大学
Abstract: 本发明公开了一种用于浮动核电站的压力容器外部冷却系统，属于核反应堆工程技术领域，其包括安全壳、压力容器、液态镓收集箱、热管、冷却舱和储镓箱；安全壳布置在大海环境，安全壳具有容纳腔；压力容器和液态镓收集箱上下设置，并位于安全壳的容纳腔内；热管的一端插置在液态镓收集箱内，另一端设置在液态镓收集箱外；储镓箱位于安全壳的容纳腔内；储镓箱通过液态镓释放阀门与液态镓收集箱连通；冷却舱设置安全壳的下端，并位于大海环境的海平面以下。本发明不会面临热阱丧失导致反应堆容器外部冷却失效的风险，不会在安全壳内部产生大量蒸汽，避免了流道阻塞和安全壳超压的问题，具有安全稳定、可以长期运行的优点。
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公开(公告)号：CN113035389A
公开(公告)日：2021-06-25
申请号：CN202110240302.6
申请日：2021-03-04
Applicant: 哈尔滨工程大学
Abstract: 本发明公开了一种沸腾合金冷却堆芯的新型碱金属热电转换核反应堆系统，属于核反应堆工程技术领域，其包括反应堆模块、钠蒸气分离器、第一回热器、冷凝器、第一电磁泵、热交换器、电极室、负载、第二回热器、第二电磁泵；反应堆模块包括燃料，燃料周围布置有冷却剂通道；冷却剂通道下端连接有分流室，上端连接有集流室；集流室的出口与钠蒸气分离器的入口连接；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。本发明采用沸腾合金冷却堆芯，钠在冷却剂通道沸腾段中沸腾气化，合金还原发生于堆芯，取消了反应堆主冷却剂回路以及钠蒸馏分离室、主冷却剂回路与发电回路之间的换热器，简化了设备。
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公开(公告)号：CN111881594A
公开(公告)日：2020-11-03
申请号：CN202010776840.2
申请日：2020-08-05
Applicant: 哈尔滨工程大学
Abstract: 本发明涉及一种核动力设备的非平稳信号状态监测方法及系统。该监测方法包括：获取核动力设备在正常运行下每个测点的特征信号；对每个所述特征信号进行变分模态分解，构造受约束的变分模型；引入惩罚参数以及惩罚因子，确定所述受约束的变分模型的最优解；根据所述最优解确定模态分量，并对所述模态分量进行筛选，确定本征模态函数；采用多尺度加权排列熵对所述时间序列进行特征提取，确定不同尺度下的实时加权排列熵；根据所述不同尺度下的实时加权排列熵确定不同尺度下各个加权排列熵的加权排列熵统计阈值；对比所述不同尺度下的实时加权排列熵以及所述加权排列熵统计阈值，确定核动力设备的非平稳信号状态。本发明能够提高检测精度。
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公开(公告)号：CN111859773A
公开(公告)日：2020-10-30
申请号：CN202010776989.0
申请日：2020-08-05
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F30/25 , G06N3/00 , G06Q10/00 , G06Q10/04 , G06F111/06
Abstract: 本发明涉及一种基于正则化粒子滤波的电动闸阀故障确定方法及系统，包括：将当前时刻的数据集作为初始粒子集，采用重要性采样方法从初始粒子集中选取预设粒子数目作为当前粒子集；确定当前粒子集中每个粒子的权值，确定有效粒子数；判断有效粒子数是否大于预设门限值，若是确定当前时刻第一状态估计的滤波值，确定下一时刻第一电动闸阀故障值；若否获取最优正则粒子数和最优核带宽，对当前粒子集进行重采样，确定第二状态估计的滤波值，确定下一时刻第二电动闸阀故障值；判断当前时刻是否小于预设时刻，若是将当前时刻更新为下一时刻，重新获取电动闸阀当前时刻的数据集；若否结束。通过本发明的上述方法能提高电动闸阀故障预测的精度。
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公开(公告)号：CN111797533A
公开(公告)日：2020-10-20
申请号：CN202010654715.4
申请日：2020-07-09
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F30/20 , G06K9/62 , G06F111/08
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。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111784010A
公开(公告)日：2020-10-16
申请号：CN202010654740.2
申请日：2020-07-09
Applicant: 哈尔滨工程大学
Abstract: 本发明涉及一种电动闸阀剩余使用寿命预测方法及系统，该方法包括：根据电动闸阀的典型故障和老化机理建立粒子滤波状态方程；获取电动闸阀当前时刻的第一退化数据；采用训练好的神经网络对所述第一退化数据进行校正，得到校正第一退化数据；所述训练好的神经网络包括卷积核和LSTM网络；根据所述粒子滤波状态方程和所述校正第一退化数据确定下一时刻的第二退化数据；所述第二退化数据为电动闸阀剩余使用寿命。通过本发明的上述方法及系统能够对电动闸阀剩余使用寿命进行预测，提高剩余使用寿命预测的准确性。
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公开(公告)号：CN111767657A
公开(公告)日：2020-10-13
申请号：CN202010654755.9
申请日：2020-07-09
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F30/20 , G06N20/10 , G06F111/08
Abstract: 本发明涉及一种核动力系统故障诊断方法和系统。该核动力系统故障诊断方法和系统，通过采用训练好的非线性支持向量机模型可以精确得到核动力系统中各子系统的故障类别，以及与故障类别相对应的故障出现概率。并通过所构建的二维故障概率矩阵中的故障出现概率确定归一化系数后，根据归一化系数确定每种故障所对应的故障概率值。然后，将降序排列后的概率值中的第一大故障概率值和第二大故障概率值间的差值与设定阈值进行比较的技术手段，得到核动力系统的故障诊断结果，使得整个核动力系统故障诊断方法和系统在提高诊断准确性的同时，提高了适应性。
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公开(公告)号：CN111540489A
公开(公告)日：2020-08-14
申请号：CN202010437049.9
申请日：2020-05-21
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G21C15/257 , G21D1/00
Abstract: 本发明公开了一种模块化超临界水冷热管堆系统，属于核反应堆工程技术领域，包括模块化超临界水冷热管堆和超临界机组；模块化超临界水冷热管堆包括超临界水冷热管堆组、反射层以及屏蔽层；超临界水冷热管堆组由多个超临界水冷热管堆组件组成；超临界水冷热管堆组件包括：上下设置的直流蒸汽发生器和堆芯以及贯穿直流蒸汽发生器和堆芯的多根碱金属热管；超临界机组包括汽轮机、发电机、冷凝器和给水泵；直流蒸汽发生器的进口与给水泵连通，出口与汽轮机连通。本发明采用模块化的设计，系统简单、结构紧凑，反应堆可以实现规模化制造；同时利用高温热管作为堆芯冷却设备，可以得到更高的一回路冷却剂温度，保证与超临界水工质的传热温差。
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公开(公告)号：CN111540488A
公开(公告)日：2020-08-14
申请号：CN202010412301.0
申请日：2020-05-15
Applicant: 哈尔滨工程大学
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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公开(公告)号：CN111341470A
公开(公告)日：2020-06-26
申请号：CN202010178618.2
申请日：2020-03-14
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G21C15/257 , G21D1/00
Abstract: 本发明提出了一种基于热管输热的核蒸汽供应系统，属于核反应堆工程技术领域，该系统包括保护容器，其设置有下管板，形成第一密封腔体和第二密封腔体，第二密封腔体为密闭腔体；第一密封腔体设置有堆芯，第二密封腔体设置有蒸汽发生器；堆芯与蒸汽发生器之间设置有贯穿的热管；热管分为蒸发段和冷凝段，热管冷凝段外侧设置有热管导向传热管；热管导向传热管与下管板密闭固定连接。本发明采用了一体式布置，结构简单紧凑；热管导向传热管壁面和热管管壁的双层隔离结构减小了热管内碱金属工质和蒸汽发生器二次侧水工质接触的可能性；热管冷却堆芯方式简化系统又提高了反应堆的固有安全性；每根热管自成独立回路，可有效避免单点失效，便于更换。
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