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公开(公告)号：CN111783362A
公开(公告)日：2020-10-16
申请号：CN202010655443.X
申请日：2020-07-09
Applicant: 哈尔滨工程大学
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。
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公开(公告)号：CN111524624A
公开(公告)日：2020-08-11
申请号：CN202010261013.X
申请日：2020-04-03
Applicant: 哈尔滨工程大学
Abstract: 本发明提供一种热离子转换与布雷顿循环联合发电反应堆系统，包括热离子转换模块、中间热交换器和布雷顿循环模块；热离子转换模块内部设有热离子热电转换元件和碱金属热管，外部包覆有反射层和屏蔽层；布雷顿能量转换系统由透平、回热器、预冷器、压缩机及发电机组成；热离子转换模块和中间热交换器之间设置有贯通的热管；热管在热离子转换模块内部分设定为蒸发段，在所述中间热交换器内部分设定为冷凝段；所述布雷顿能量转换系统的进口与所述中间热交换器壳侧出口相连；所述布雷顿能量转换系统的出口与所述中间热交换器壳侧进口相连。本发明采用热管冷却固体堆芯以及热离子转换和布雷顿循环联合发电设计，实现核裂变能量的热量多级利用。
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公开(公告)号：CN110739090A
公开(公告)日：2020-01-31
申请号：CN201910974400.5
申请日：2019-10-14
Applicant: 哈尔滨工程大学
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。
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公开(公告)号：CN110729066A
公开(公告)日：2020-01-24
申请号：CN201911062131.1
申请日：2019-11-02
Applicant: 哈尔滨工程大学
Abstract: 本发明公开了一种面向无人值守小型压水堆的协调控制方法，其特征在于，包括如下步骤：（1）建立协调控制器；（2）建立基于模糊逻辑的底层控制器；（3）建立基于神经网络PID的底层控制器；（4）协调控制方法实施，通过协调控制判断反应堆功率控制系统、稳压器压力控制系统和蒸汽发生器压力控制系统分别使用哪种底层控制器。本发明可以对小型压水堆进行不同于现有方式的协调控制，采用两种优势互补的底层控制器，提高了控制性能；能够更加准确地判断何种工况采用何种底层控制器，从而更大限度地发挥两种底层控制器的优势；能够通过协调控制器对底层控制器进行切换，来克服故障带来的影响。
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公开(公告)号：CN110489789A
公开(公告)日：2019-11-22
申请号：CN201910617663.0
申请日：2019-07-10
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明涉及一种核设施退役环境中放射性气体扩散评估方法，属于核退役仿真领域。包括构建退役场景数学模型；采用均匀球形烟团模型模拟放射性气体的扩散；使用退役场景的数学模型对均匀球形烟团模型进行修正；计算放射性气体的活度分布，实现退役环境中放射性气体的扩散评估。本发明采用均匀球形烟团模型模拟放射性气体的扩散；考虑了实际退役场景对模型的影响，实现了核设施退役环境中放射性气体浓度分布的动态计算。本发明开发出了一种实时、高效的核设施退役环境中放射性气体扩散评估仿真方法，对核设施退役仿真具有重大的实际意义，应用前景广阔。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109190144A
公开(公告)日：2019-01-11
申请号：CN201810765011.7
申请日：2018-07-12
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F17/50
Abstract: 一种任意形状放射源辐射屏蔽计算仿真方法涉及涉及核退役仿真领域，具体涉及一种任意形状放射源辐射屏蔽计算仿真方法。包括以下步骤：(1)根据核设施构建模型，获得模型参数；(2)构建放射源模型的包围盒与四面体；(3)计算扫描平面与四面体的边的交点，得到一系列平面三角形；(4)离散平面三角形为体素；(5)将放射源离散为点核；(6)根据屏蔽体模型的包围盒构建屏蔽体的数学模型；(7)根据屏蔽体对象顶点在程式化模型内的个数确定屏蔽体对象的外部程式化模型；(8)根据屏蔽体模型的壳厚建立内部程式化模型；(9)用点核积分方法计算辐射场剂量分布。实现了对任意形状放射源辐射剂量计算软件的自动、可视建模。
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公开(公告)号：CN108875151A
公开(公告)日：2018-11-23
申请号：CN201810523922.9
申请日：2018-05-28
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明提供的是一种核动力二回路系统参数化仿真模型快速构建系统及构建方法。包括建立适应范围更广的二回路系统仿真模型，并通过模型选择模块、模型初始化模块以及模型边界模块实现建模时的选择、配置、初始化。通过核动力二回路系统参数化仿真模型快速构建方法可以快速构建所需要的核动力二回路系统，为二回路系统的设计、评估及论证提供技术支持，同时可以为核动力二回路系统设计变更、修改和优化后的仿真提供高效快速的建模手段。能够在核动力二回路系统设计、论证和评估等阶段，针对不同的需求，快速构建所需要的核动力二回路系统参数化仿真模型，有效的提高建模与仿真效率。
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公开(公告)号：CN108491583A
公开(公告)日：2018-09-04
申请号：CN201810165064.5
申请日：2018-02-28
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F17/50
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。
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公开(公告)号：CN107763610A
公开(公告)日：2018-03-06
申请号：CN201710894386.9
申请日：2017-09-28
Applicant: 哈尔滨工程大学
Abstract: 本发明提供的是一种基于结构的核电厂高压给水加热器精细化仿真方法。将核电厂高压给水加热器根据实际物理结构划分为8个子模型区域，对其中的蒸汽凝结区和疏水冷却区两个区域根据实际的管排及隔板形式进行更加详细的划分，划分为若干节块，根据节块内的传热与流动特性，分别建立其该区域的仿真子模块程序，结合模型输入参数及其校核、反馈与修正，通过主程序进行组合和调度，生成相应的计算序列和调用序列，由此构建基于结构的核电厂高压给水加热器精细化仿真模型。本发明不需要依赖任何具体的核电厂高压给水加热器设备具体参数，能够适用于一般情况下各种参数及形式的核电厂高压给水加热器设备，具有良好的通用性。
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公开(公告)号：CN107609313A
公开(公告)日：2018-01-19
申请号：CN201710972578.7
申请日：2017-10-18
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明提供了一种船用非能动安全系统可靠性分析方法，属于船用核动力装置的概率安全分析与评价领域。本发明提公的方法过程如下：(1)将复杂的海洋运动视作不确定性参数，结合海洋条件下热工水力分析计算；(2)利用全局敏感性分析方法对不同运行状态下的系统关键参数进行筛选；(3)生成响应面替代模型提高计算效率；(4)将物理失效结果整合到PSA模型中，定量计算不同海洋条件下非能动安全系统的可靠性。本发明提供的方法将复杂的外部运行环境整合到概率安全分析过程中，更加高效、精确、全面地计算非能动安全系统在不同海况下的系统可靠性，拓展了非能动系统可靠性分析方法的适用范围。
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