一种船用惯性导航系统的航向精度实时检测系统及检测方法

    公开(公告)号:CN103900609A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201410114594.9

    申请日:2014-03-26

    CPC classification number: G01C25/005

    Abstract: 本发明提供一种船用惯性导航设备航向精度实时检测系统及方法。本系统包括:船舶差分全球定位系统单元1、光电经纬仪单元2、姿态信息接口单元3、靶标单元4、数据采集处理单元5等。船舶差分全球定位系统单元1用于保证时间同步,并获得光电经纬仪单元2和靶标单元4的精确位置信息;光电经纬仪单元2和靶标单元4用于测定船舶舷角;姿态信息接口单元3可获得船舶姿态航向信息,通过数据采集处理单元5解算得到船用惯导设备航向精度。本发明提供的装置及方法可以实现航向精度实时测量,减小动态航向精度测量误差,并且提高光电经纬仪的测量精度。

    一种基于代理模型的控制参数整定方法

    公开(公告)号:CN120029070A

    公开(公告)日:2025-05-23

    申请号:CN202510177694.4

    申请日:2025-02-18

    Abstract: 本发明涉及一种基于代理模型的控制参数整定方法,包括:构建修正模型;对被控对象在不同组变工况过程下应用初始控制参数进行仿真,获取每组方案的总效用值;基于各组变工况过程中被控量之间的误差和对应的初始控制参数,以及每组方案的总效用值,构建数据集;利用数据集,对机器学习代理模型进行训练;利用寻优算法,对训练后的机器学习代理模型进行数据交互,获取效用最大化的最佳初始控制参数组合;基于最佳初始控制参数组合及修正模型,进行核反应堆供水控制。本发明通过融合仿真数据、机器学习代理模型与寻优算法,为核反应堆供水系统不同变工况控制过程中的控制参数整定提供了一种高效、智能的解决方案,有效地提升了控制效率与准确性。

    基于混合机器学习模型的临界热流密度预测方法及其应用

    公开(公告)号:CN118690640A

    公开(公告)日:2024-09-24

    申请号:CN202410726499.8

    申请日:2024-06-05

    Abstract: 本发明公开了一种基于混合机器学习模型的临界热流密度预测方法及其应用,属于核反应堆的热工水力安全分析领域,包括以下步骤:S1、建立临界热流密度数据库;S2、建立经验关系式预测的临界热流密度数据库,并计算相同条件下预测值与实验数据之间的误差;S3、将临界热流密度数据库中的数据进行标准化预处理;S4、构建临界热流密度机器学习模型;S5、训练临界热流密度机器学习模型;S6、得到混合机器学习模型;S7、使用混合机器学习模型预测临界热流密度值。本发明采用上述基于混合机器学习模型的临界热流密度预测方法及其应用,通过结合实验数据、经验关系式和机器学习的混合方法可以弥补单一方法的局限性,提高预测精度。

    一种基于机器学习的核动力装置运行数据分析方法与系统

    公开(公告)号:CN116522088B

    公开(公告)日:2024-01-26

    申请号:CN202310476035.1

    申请日:2023-04-27

    Abstract: 本发明公开了一种基于机器学习的核动力装置运行数据分析方法与系统,方法包括:基于核动力装置的运行需求,构建运行数据挖掘模型,通过运行数据挖掘模型对核动力系统运行的历史数据进行管理与挖掘,并对运行数据标注,获得不同类型的数据标签;基于标注后的数据,开发数据可视化驱动与分析模型;采用仿真数据形成离线数据集,通过机器学习算法构建在线预测模型,获取机组运行数据;基于机组运行数据构建系统运行状态识别模型,对核动力装置状态进行识别。本发明可准确实现系统运行工况识别与运行故障识别,缓解操作人员事故处理压力,避免人因失误导致的事故恶化,提高核动力装置(56)对比文件梁洁等.核动力系统神经网络故障诊断专家系统研究《.原子能科学技术》.2014,第48卷(第8期),1479-1485.王航.模型驱动的核电站混合式故障诊断策略研究《.中国博士学位论文全文数据库(工程科技Ⅱ辑)》.2019,(第8期),C040-9.余刃等.基于运行数据分析的核动力装置异常运行状态监测技术研究《.核动力工程》.2014,第34卷(第6期),156-160.彭彬森等.核动力装置运行数据的特征提取方法研究《.原子能科学技术》.2020,第54卷(第3期),488-495.许勇等.基于数据驱动的核电设备状态评估研究综述《.上海交通大学学报》.2022,第56卷(第3期),267-278.Lamiaa M.Elshenawy等.Unsupervisedmachine learning techniques for faultdetection and diagnosis in nuclear powerplants《.Progress in Nuclear Energy》.2021,第142卷1-12.

    用于热管堆的多环路布雷顿循环能量转换系统及运行方法

    公开(公告)号:CN116072318B

    公开(公告)日:2024-01-23

    申请号:CN202310057175.5

    申请日:2023-01-18

    Abstract: 全性和可靠性、保证堆芯冷却更加均匀。本发明公开用于热管堆的多环路布雷顿循环能量转换系统,包括:反应堆;换热装置,换热装置包括热管换热器和流道结构,流道结构设置在热管换热器内,流道结构内流通有工质,热管换热器上设置有接口组件,接口组件与流道结构连通;热管,热管内流通有工质,热管的一端插入反应堆内,热管的另一端插入热管换热器内,热管位于反应堆与换热装置之间的部分包覆有保温层;布雷顿循环系统,布雷顿循环系统设置有若干个,布雷顿循环系统的出口与接口组件连(56)对比文件Guanghui Jiao, Genglei Xia, Zhou Tao,Yuepeng Bi.Study on Flow and HeatTransfer Performance of Space ReactorRadiator Water Heat Pipe.2022 29thInternational Conference on NuclearEngineering.2022,第4卷全文.Zeqin Zhang, Chenglong Wang.HEART, aspecific code for thermal-electricalanalysis of heat pipe cooled nuclearreactor.International Journal of ThermalSciences.2022,第179卷全文.Mohamed S. El-Genk, Jean-Michel P.Tournier.USES OF LIQUID-METAL AND WATERHEAT PIPES IN SPACE REACTOR POWERSYSTEMS.Frontiers in Heat Pipes .2011,全文.焦广慧.高温碱金属热管稳态流动传热特性研究.中国核学会2021年学术年会.2021,第工程科技Ⅱ辑卷全文.

    一种基于贝叶斯网络的核电厂中复杂系统故障诊断方法

    公开(公告)号:CN117236428A

    公开(公告)日:2023-12-15

    申请号:CN202311172856.2

    申请日:2023-09-12

    Abstract: 本发明公开了一种基于贝叶斯网络的核电厂中复杂系统故障诊断方法,在动态故障树的基础上,利用转换规则构建系统动态贝叶斯网络模型,具体包括如下步骤:建立动态故障树;利用转换规则构建系统动态贝叶斯网络模型;确定贝叶斯网络的条件概率表;计算求得诊断结果。本申请将动态故障树分析与贝叶斯网络相结合,利用动态故障树模型描述系统的故障行为和故障传播,然后将其转化为贝叶斯网络模型,通过概率推理和学习,实现对核电厂系统的故障诊,传统的动态故障树需要结合复杂的T‑S动态门描述规则和动态故障树算法,计算量较大,动态贝叶斯网络是可以利用条件独立性假设和双向推理算法,计算节点失效概率和后验概率,解决动态故障树计算复杂的问题。

    一种船用非能动余热排出系统的设计优化方法

    公开(公告)号:CN116204975B

    公开(公告)日:2023-08-15

    申请号:CN202310044770.5

    申请日:2023-01-30

    Abstract: 本发明提供了一种船用非能动余热排出系统的设计优化方法,包括:获取船用非能动余热排出系统设计优化的独立设计变量和功能函数;基于所述独立设计变量和功能函数,获取数据集;所述数据集用于训练代理模型;基于训练后的所述代理模型,获取惩罚适应度函数;基于所述惩罚适应度函数,对船用非能动余热排出系统进行设计优化,获取优化后的独立设计变量,并对优化结果进行验证,完成船用非能动余热排出系统的设计优化。本发明在保证船用非能动余热排出系统性能和安全的前提下,降低船用核动力装置系统的重量,减小船用核动力装置的尺寸,进一步提高船用核动力装置的总体性能。

    一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统

    公开(公告)号:CN116130122A

    公开(公告)日:2023-05-16

    申请号:CN202310058367.8

    申请日:2023-01-18

    Abstract: 本发明公开一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统,包括:热管换热器;反射层及屏蔽内设置有堆芯金属基体,堆芯金属基体内设置有若干燃料棒,热管换热器设置在反应堆堆芯的上方,热管换热器和反应堆堆芯之间设置有若干热管作为换热元件,堆芯金属基体的顶面开设有中心孔洞;控制部包括控制棒,热管换热器的底面开设有容纳腔,容纳腔内固接有保护壳体,控制棒顶部设置在保护壳体内,控制棒的底部贯穿堆芯基金属体且位于中心孔洞内,控制棒的顶部设置有上限位件,控制棒的底部设置有下限位件。本发明可实现热管冷却反应堆的功率自动控制、事故工况下自动停堆以及反应堆运行温度调节,进而提高热管冷却核反应堆系统的安全性和可靠性。

    一种基于模型的核动力装置评估仿真方法及系统

    公开(公告)号:CN115510663B

    公开(公告)日:2023-05-02

    申请号:CN202211221350.1

    申请日:2022-10-08

    Abstract: 本申请公开了一种基于模型的核动力装置评估仿真方法及系统,包括:装置顶层需求模块、功能实现模块、逻辑架构构建模块、评估仿真配置模块、功能评估模块、总体性能评估模块、数据信息通讯模块以及模型库模块;本申请结合基于模型的系统工程中自顶向下的指标体系拆解以及核动力仿真技术中自底向上的设备与系统集成计算,实现核动力装置指标需求、设计方案、性能评估及论证优化的一体化模型表达,支撑核动力装置复杂系统工程中各关联学科、专业及领域数据信息的统一性与可追溯性,以智能化、数字化方式提高核动力装置设计研发效率。

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