公开(公告)号：CN114061695B

公开(公告)日：2022-09-09

申请号：CN202111436940.1

申请日：2021-11-29

Applicant: 哈尔滨工程大学

Inventor： 张博文 ,  王航 ,  夏庚磊 ,  成守宇 ,  孙觊琳 ,  王晨阳 ,  彭敏俊 ,  虞越

IPC: G01F23/14

Abstract: 本发明公开了一种海洋条件下含自由液面的大容积设备液位测量方法及系统，涉及海洋条件下液位测量技术领域，采用液位测量装置，包括以下步骤：S101、在大容积设备和液位测量装置上布置传感器；S201、获取S101中的传感器的测量值；S301、建立消除海洋条件对大容积设备液位测量影响的数学模型；S401、将S201中的测量值代入到S301中的数学模型中，得到消除海洋条件影响的液位测量值。本发明采用加速度计和倾角仪获取海洋条件对差压液位传感器的液位测量影响，在此基础上构建消除海洋条件影响的数学模型，从机理上消除了海洋条件对含自由液面大容积设备的液位测量影响。

公开(公告)号：CN111540489B

公开(公告)日：2022-09-09

申请号：CN202010437049.9

申请日：2020-05-21

Applicant: 哈尔滨工程大学

Inventor： 夏庚磊 ,  李韧 ,  彭敏俊 ,  王航 ,  成守宇 ,  朱海山 ,  杜雪 ,  薛若军

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。

公开(公告)号：CN110780593B

公开(公告)日：2022-07-29

申请号：CN201911062132.6

申请日：2019-11-02

Applicant: 哈尔滨工程大学

Inventor： 成守宇 ,  张博文 ,  彭敏俊

IPC: G05B13/04

Abstract: 本发明公开了一种面向无人值守小型压水堆的运行方案自主决策方法包括：(1)对数据进行标准化处理；(2)确定运行方案的可行域；(3)建立衡量运行方案优劣的目标函数；(4)建立递归函数，确定运行方案设定值与目标函数输入参数之间的关系；(5)通过贝叶斯优化算法找到使目标函数值最大的运行方案设定值，将此运行方案最为最终方案。本发明可以利用尽可能少的探索次数得到更优的优化结果；采用递归函数获取目标函数输入数据的方式，目标函数输入数据为关键的热工水力参数避免了在探索不同运行方案过程中对实际系统和模拟器的依赖，缩短了每一次优化所需的时间；提高了智能化水平。

公开(公告)号：CN111783362B

公开(公告)日：2022-07-26

申请号：CN202010655443.X

申请日：2020-07-09

Applicant: 哈尔滨工程大学

Inventor： 王航 ,  彭敏俊 ,  夏庚磊 ,  夏虹 ,  徐仁义 ,  刘永阔

IPC: G06F30/27 ,  G06N3/04 ,  G06N3/08 ,  F16K31/02 ,  G06F119/04

Abstract: 本发明涉及一种电动闸阀剩余使用寿命确定方法及系统。所述剩余使用寿命确定方法包括：获取电动闸阀的原始数据并进行数据特征工程，确定特征工程处理后的二维输入数据；将二维输入数据转换为三维堆叠数据块；利用卷积降噪自编码器，根据三维堆叠数据块确定高层特征，进而确定第一拼接特征；建立时间卷积网络模型，确定第二拼接特征；根据第二拼接特征确定更新后的时间卷积网络模型；根据卷积降噪自编码器以及更新后的时间卷积网络模型确定优化后的卷积降噪自编码器以及优化的时间卷积网络模型，并对实际电动阀门运行数据进行剩余使用寿命预测确定剩余使用寿命值。采用本发明所提供的剩余使用寿命确定方法或系统能够提高剩余使用寿命预测的准确率。

公开(公告)号：CN110767332B

公开(公告)日：2022-07-15

申请号：CN201910973594.7

申请日：2019-10-14

Applicant: 哈尔滨工程大学

Inventor： 夏庚磊 ,  彭敏俊 ,  王航 ,  张元东 ,  赵亚楠 ,  王晨阳

IPC: G21C15/18

Abstract: 本发明涉及一种用于高温热管堆的非能动余热排出系统，属于核电站安全系统技术领域。包括非能动余热排出换热器、高温热管、横向隔板和上升通道；非能动余热排出换热器是一个圆柱形换热器，在压力容器内部，反应堆堆芯上部，可设置在主换热器的上部或下部；多根高温热管设置在非能动余热排出换热器内部；横向隔板将非能动余热排出换热器内部分割为上下两层；上升通道与非能动余热排出换热器顶部相连；本发明实现了高温热管堆的非能动余热排出，利用高温热管作为非能动余热排出换热器的传热管，事故工况下依靠高温热管内的两相自然循环和非能动余热排出换热器内工质的自然循环，将反应堆堆芯衰变热带入环境中，实现了对反应堆的长期冷却。

公开(公告)号：CN111341470B

公开(公告)日：2022-05-27

申请号：CN202010178618.2

申请日：2020-03-14

Applicant: 哈尔滨工程大学

Inventor： 夏庚磊 ,  李韧 ,  彭敏俊 ,  成守宇 ,  朱海山 ,  薛若军 ,  王航

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。

公开(公告)号：CN114491864A

公开(公告)日：2022-05-13

申请号：CN202210115993.1

申请日：2022-01-26

Applicant: 哈尔滨工程大学

Inventor： 孙觊琳 ,  成守宇 ,  夏庚磊 ,  彭敏俊 ,  张博文 ,  薛若军 ,  于雷 ,  宇炎

IPC: G06F30/17 ,  G06F30/28 ,  G06F113/08 ,  G06F113/14 ,  G06F119/08 ,  G06F119/14

Abstract: 本发明涉及的是一种仿真预处理方法，具体地说是一种具有参数化、可重构特征的核动力管网模型预处理方法。包括采用控制体积法离散工艺系统，拆解容积属性与流动属性进行建模；依据仿真模型的耦合性需要及系统流程确定边界种类及位置；根据离散的工艺系统与确定的边界绘制仿真图并编号；制定参数化数据输入卡的格式规范；依据系统的设计运行参数和仿真图，生成参数化数据卡文件。本发明的预处理过程带有试算过程，试算成功后的最终初值文件即为稳态工况点，可大幅度减少稳态工况的调试时间，提高调试效率。如试算失败，则不会增加额外的负担，与现有方式处理一致。因此，总体上，本发明的预处理方法提高了调试效率。

公开(公告)号：CN108595752B

公开(公告)日：2021-12-07

申请号：CN201810222727.2

申请日：2018-03-19

Applicant: 哈尔滨工程大学

Inventor： 薛若军 ,  孙觊琳 ,  彭敏俊

IPC: G06F30/20 ,  G06F17/11

Abstract: 本发明提供了一种面向核动力装置仿真应用的单相水流体网络仿真方法，属于仿真方法领域。(1)对仿真对象进行预处理；(2)分类输入预处理后的流体网络参数，生成相关计算文件与程序代码；(3)利用软件的图形化界面窗口操作仿真支撑平台，完成计算的可执行程序生成；(4)利用三大平衡方程以及相应的数值求解方法对模型进行计算、求解；(5)输出仿真结果；(6)便捷的仿真模型修改；(7)容易操作的外部模型耦合。本发明提供的方法既具备填卡式数据输入的优点，同时避免了数据输入过程中的枯燥、错误率高的缺点；考虑了温度对于流体密度的影响，且模型依靠理论推导得出，扩大了应用范围；模型的微小改动与外部模型耦合不需要重复建模步骤，易用性好，具有较高的精度。

公开(公告)号：CN108491583B

公开(公告)日：2021-09-10

申请号：CN201810165064.5

申请日：2018-02-28

Applicant: 哈尔滨工程大学

Inventor： 刘永阔 ,  晁楠 ,  杨欢 ,  夏虹 ,  彭敏俊

IPC: G06F30/20

Abstract: 本发明公开了一种不规则形状放射源的自适应辐射剂量计算仿真方法，属于核设施退役仿真领域。本发明包括在三维建模软件中建立物体的三维几何模型并导出作为初始输入；读取物体三维模型文件，获取物体的网格模型；空间剖分；采用长方体对物体模型近似；物体表面的长方体与物体重合部分生成自适应点核；物体内部的长方体分割生成自适应点核；采用点核方法进行伽马辐射剂量计算。本发明采用自适应点核技术，提高计算效率，并可以根据探测点位置，通过调节点核的分布密度来满足辐射剂量计算时间与精度的需求，可以处理任意形状几何体，使剂量评估的建模、计算过程更加灵活、高效。

公开(公告)号：CN112016251A

公开(公告)日：2020-12-01

申请号：CN202010909121.3

申请日：2020-09-02

Applicant: 哈尔滨工程大学

Inventor： 王航 ,  彭敏俊 ,  邓强 ,  夏庚磊 ,  夏虹 ,  刘永阔

IPC: G06F30/27 ,  G06K9/62 ,  G06N3/04 ,  G06F119/02

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。