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公开(公告)号：CN119622268A
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202411818386.7
申请日：2024-12-11
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F18/20 , G06N5/04 , G06F18/15 , G06F18/214
Abstract: 基于特征向量和贝叶斯推理的核动力装置故障诊断方法，属于贝叶斯推理技术领域，尤其涉及核动力装置故障诊断；解决了传统贝叶斯模型仅使用参数数值作为故障推理依据，忽略了大量的参数时频特征信息，导致模型难以区分特征相似故障及实现故障的精准定位，从而影响故障诊断准确性以及模型鲁棒性的问题；所述方法包括：模型学习步骤：用于根据故障历史运行数据，对贝叶斯模型进行结构学习和参数学习，获得贝叶斯向量推理模型。所述的基于特征向量和贝叶斯推理的核动力装置故障诊断方法，适用于核动力装置的故障诊断。
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公开(公告)号：CN116610973A
公开(公告)日：2023-08-18
申请号：CN202310420475.5
申请日：2023-04-19
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F18/24 , G21C17/035 , G06N3/0464 , G06N3/0455 , G06N3/0442 , G06N3/006 , G06N3/0985 , G06F18/214 , G06F18/21 , G06F18/2135
Abstract: 本发明提出了一种传感器故障监测及失效信息重构方法及系统，首先基于鲁棒性改进的主元分析方法对核电厂传感器故障检测与故障辨识；然后基于最大互信息系数、卷积自编码器、长短时记忆网络和自注意力机制对核电厂传感器的失效信息进行重构；最后基于改进粒子群优化算法的超参数自动寻优；本发明的方法能够实现鲁棒性更强的传感器故障检测以及速度更快、准确度更高的传感器失效信息重构；能够在准确检测出蒸汽发生器水位传感器示数异常的同时，准确判别异常原因是“虚假水位”所致还是传感器故障所致，并能够准确、快速地对蒸汽发生器的异常水位信息就行重构，保证控制系统的正常运行，提高了核电厂的安全性与经济性。
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公开(公告)号：CN111881627B
公开(公告)日：2023-07-18
申请号：CN202010776373.3
申请日：2020-08-05
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F18/2415 , G06F18/214 , G06N3/0464 , G06N3/0442 , G06N3/006
Abstract: 本发明涉及一种核动力装置故障诊断方法和系统。所述核动力装置故障诊断方法包括：获取训练好的核动力装置故障诊断模型；采用传感器获取核动力装置中各子系统的运行数据；根据所述运行数据，采用核动力装置故障诊断模型确定所述子系统的故障类别以及与所述故障类别相对应的故障概率。本发明提供的核动力装置故障诊断方法和系统通过采用训练好的核动力装置故障诊断模型，得到的故障类别和故障概率，在提高故障诊断结果准确性、故障诊断效率的同时，确保了诊断结果的稳定性。
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公开(公告)号：CN114440679B
公开(公告)日：2022-12-13
申请号：CN202210066060.8
申请日：2022-01-20
Applicant: 哈尔滨工程大学
Abstract: 本发明提供了一种用于斯特林热机冷端的环形蒸发器回路热管散热器，包括环形蒸发器、蒸汽腔、气体管线、液体管线、储液槽、散热面板、套管式回热器；本发明克服传统回路热管散热效果不佳，该发明环形结构蒸发器设计合理紧凑，可有效避免使用多组传统回路热管时带来的冗余粘接接触热阻、结构繁杂、安装不便等弊端；气液管线进出口数量可灵活布置用以增减散热面积，实现不同功率斯特林热机装置低温环境下散热需求；套管式回热器的设计相比于传统回路热管可以减小回流液过冷度，提高回路热管工作稳定性与可靠性，该发明设计面向深空或海洋环境低温条件下均能实现不同功率斯特林热机冷端散热。
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公开(公告)号：CN114510887B
公开(公告)日：2022-11-15
申请号：CN202210066908.7
申请日：2022-01-20
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F30/28 , G06F30/27 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供一种基于代理模型的海洋条件下大容器液位快速预测方法，包括如下步骤：大容器几何模型建立、网格划分、海洋条件模型建立、计算流体动力学软件求解器设置、数值计算求解、液位变化数据、训练样本和测试样本整理、液位代理模型构建、模型验证与校验、不同条件的液位预测。本发明克服在海洋条件下大容器液位预测难度大且成本高的问题，可以在保证预测精度的同时，快速获得大容器液位在不同海洋条件下的变化情况，可为大容器的结构设计以及液位控制系统提供支撑，确保控制系统动作的准确性与核动力装置的安全性。
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Patent Agency Ranking
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
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。
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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
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：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
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：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
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：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
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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