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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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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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Patent Agency Ranking
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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公开(公告)号：CN110767332A
公开(公告)日：2020-02-07
申请号：CN201910973594.7
申请日：2019-10-14
Applicant: 哈尔滨工程大学
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。
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公开(公告)号：CN105955069B
公开(公告)日：2019-07-16
申请号：CN201610421351.9
申请日：2016-06-12
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G05B17/02
Abstract: 本发明提供的是一种基于在线仿真的核电站系统级状态监测方法。结合在线仿真技术建立核电站被监测工艺系统的仿真模型，通过数据接口程序实现仿真模型中相关数据的在线初始化以及随后在线运行中数据的在线加载；在核电站中被监测系统正常运行时，可以与之同步运行以形成动态阈值；当核电站中被监测系统出现故障后，可以及时快速地发现异常并给出警报。本发明可以提高核电站运行的安全性，辅助操纵员进行故障识别；不仅可以提高在线状态监测的准确性和效率，而且也可以拓宽状态监测方法的适用范围。
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公开(公告)号：CN104890869B
公开(公告)日：2017-01-04
申请号：CN201510282524.9
申请日：2015-05-28
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: B64C31/032
Abstract: 本发明提供一种自动滑盖水上滑行三角翼，属于低空飞行设备技术领域，其三角翼由左翼板和右翼板与横梁相拼接而成且另一端与骨架相固定接，翼前缘浮筒与骨架相固定连接，滑槽外侧与左翼板和右翼板固定连接，滑槽两端与骨架相固定连接，桁条一端铰支在骨架处一端搭在滑槽内，钢圈固定在滑槽的对称轴处，弹簧一端固定在骨架上、另一端固定在桁条的底部，绳索穿过钢圈与连接有弹簧的桁条连接，立柱固定在横梁上且上部用钢丝与骨架的底部及其横梁的上部和底部分别连接，三角架固定在横梁中部的下部且底部两侧分别用钢丝与骨架的底部相连。本发明在滑入水中后三角翼可以漂浮在水面上且三角翼的顶部自动打开，方便飞行员从水中逃生。
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公开(公告)号：CN105955069A
公开(公告)日：2016-09-21
申请号：CN201610421351.9
申请日：2016-06-12
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G05B17/02
CPC classification number: G05B17/02
Abstract: 本发明提供的是一种基于在线仿真的核电站系统级状态监测方法。结合在线仿真技术建立核电站被监测工艺系统的仿真模型，通过数据接口程序实现仿真模型中相关数据的在线初始化以及随后在线运行中数据的在线加载；在核电站中被监测系统正常运行时，可以与之同步运行以形成动态阈值；当核电站中被监测系统出现故障后，可以及时快速地发现异常并给出警报。本发明可以提高核电站运行的安全性，辅助操纵员进行故障识别；不仅可以提高在线状态监测的准确性和效率，而且也可以拓宽状态监测方法的适用范围。
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