核动力装置

摘要： 在分析阀门泄漏流噪声机理的基础上,采用计算流体仿真软件CFD,对船用核动力装置边界电磁阀内漏的流场和声场进行稳态和非稳态模拟,获得电磁阀内漏的流场和声场分布规律,并研究流体介质、工作压力、空化效应等因素对电磁阀内漏流声场的影响。研究表明,阀门工作压力、阀门流体种类以及阀门空化等因素与阀门内漏的流声场直接相关。研究对于船用核动力装置边界电磁阀泄漏流噪声特征,对于电磁阀泄漏的智能检测具有重要的借鉴价值,对于保障船用核动力装置系统的运行安全具有重要的参考价值。

摘要： 他是革命先烈彭湃之子,一辈子都在与核动力打交道。他是我国第一任核潜艇总设计师、第一个核动力装置的主要设计者、第一座核电站的主要技术负责人……他就是“中国核潜艇之父”彭士禄。1925年,彭士禄出生于广东省汕尾市海丰县。三岁时母亲牺牲,四岁时父亲就义,年幼的彭士禄却成了敌人的“眼中钉”、全国悬赏搜捕的“通缉犯”。他两次被敌人抓进监狱,又都被营救出狱,先后被送到20多家贫穷农户家中寄养。

摘要： 无线传感器网络作为一种分布式无线网络系统,应用于核环境中,可以减少监测系统电缆布线工作量、降低核环境中装置使用和维护中电缆老化和端接故障带来的影响,有助于核环境中装置自动化、信息化水平的提升和设备的集成化、小型化。但其应用也面临强射线及中子辐照、射频和电磁干扰严重等特殊复杂核环境的制约。针对核环境中的γ辐射,通过屏蔽材料性能分析、蒙特卡罗N粒子程序模拟、屏蔽结构设计及布局,得到了核动力装置中所用无线传感器及网关抗辐射屏蔽加固的合适厚度及整体结构;通过辐照试验,验证了所设计的抗辐照屏蔽体至少能够承受500 Gy的累积辐照剂量。该研究为后续智能仪表的辐照屏蔽设计奠定了设计基础。

摘要： 介绍了船用核动力装置,详细阐述了其技术特点,并对其优势与劣势进行了分析。核动力装置作为一类有着较高能量密度的动力装置,可为船舶提供充足的续航力,为此在部分大型水面舰船及潜艇上得到了应用。目前,核动力装置在民用船舶上的应用相对较少,但考虑到其技术优势,依然有着较好的应用前景。

摘要： 研究了核动力装置报警领域知识图谱的构建方法,以便能够从大量核动力装置技术文档中自动提取报警领域知识,结合专家知识,形成可用于报警信号抑制和确定根报警的知识图谱。首先针对核动力装置报警信号的特点,确定其知识图谱的构建流程,完成其知识图谱模式层本体概念的定义,以及本体模型的构建。然后利用基于BILSTM-CRF算法实现核动力装置报警领域知识的命名实体识别,利用GLU Dilated CNN-Attention关系三元组抽取方法,实现对于技术文档中所包含的报警领域实体间关系的自动抽取,完成数据层构建,最终形成报警领域知识图谱,为实现基于知识图谱的报警信号抑制和根报警判定奠定基础。

摘要： 为解决船用核动力装置发生全船断电后的热量导出问题,本文提出了一种船用核动力装置非能动余热排出系统设计方案。该方案以缓冲水箱为中间导热载体,以海水为最终热阱,采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接地带走堆芯余热。以国外典型核动力舰船的数据作为参考,以全船断电事故为案例,用RELAP5程序分析了该非能动余热排出系统的运行特性。结果表明:事故发生后,余热排出系统内可较快地建立起自然循环,并依靠自然循环带走反应堆的剩余发热,在事故后可保证反应堆安全,证明系统设计合理、有效。本文也进一步分析了设计容量、换热器布置位置、船用环境等对余热排出系统运行特性的影响,研究结果可为类似船用核动力装置的设计提供参考。

摘要： 核动力装置结构复杂、运行参数多且耦合程度高,在异常运行工况时,运行参数之间存在极其复杂的非线性关系。采用人工方式进行故障诊断难度较大,亟需一种能高效识别异常运行工况类型的智能技术。概率神经网络(PNN)具有良好的非线性映射功能,适用于核动力装置多参数、强耦合情况下的异常运行工况识别。本文选取6种核动力装置异常运行工况,依托核动力装置事故分析平台进行了模拟计算并提取了特征参数。分别采用PNN与BP神经网络方法,在MATLAB环境中建立了异常运行工况识别模型,并进行了验证。结果表明,基于PNN的异常运行工况识别方法有效,且较传统BP神经网络方法更准确、快速。

摘要： 核工业是高科技战略产业,是国家安全的重要基石。一直以来,核安全就是核能与核技术利用事业发展的生命线,是国家安全的重要组成部分。安全高效发展核能是推进能源革命的重要举措,科技自立自强是迈向核强国的关键。运行技术支持对于核电与核设施而言就像医生对于患者,不仅仅要“治病”,更重要的是“治未病”。因此,组建高、精、专的“核电保健医生”队伍成为保障核安全的关键。1982年,原核工业部党组高瞻远瞩,决定组建核动力运行研究所(以下简称105所),作为当时国内专门从事核电厂和核动力装置运行技术支持的事业单位。40年来,105所以“强核报国、创新奉献”为使命,致力于保障核设施安全、可靠、经济运行。

摘要： 研究了一种基于深度学习神经网络(DNN)和主元分析(PCA)的核动力装置故障诊断模型。利用核动力装置模拟器仿真数据对该模型不同情况下的故障进行诊断测试,采用形象的图表分析诊断结果。仿真结果表明,基于DNN与PCA的故障诊断模型能够快速准确地对核动力装置系统进行诊断,且误差较小,具有良好的可行性。

摘要： 以舰用核动力装置为论题切入点,介绍了舰用核动力装置控制系统的技术特点,并对其结构组成进行了详细阐述.其中,核动力仪表与控制系统是该领域的前沿课题,也是其未来发展及研究的重点所在.

摘要： 针对核动力装置提出了一种从初级到高级的健康状态诊断方法,初级健康状态诊断方法通过层次分析法与模糊综合评价法为核动力装置的失效模式建立指标体系,判断系统的健康状态并为故障定位提供参考,诊断结果传达给高级健康状态诊断方法;高级健康状态诊断方法基于神经网络技术,对故障部位进行实时监测分析,提取重要参量特征,结合专家知识训练神经网络,进行更为深入的趋势预测等工作,给出最终诊断结果与运维建议.

摘要： 保证核动力装置的安全运行一直是核能发展的一个重要研究课题.因此,国内外提出了各种方法用于核动力装置的故障诊断,以辅助操作员的工作.BP神经网络具有很强的非线性映射能力,能够对复杂信息进行快速处理、识别和分类,因此可以用来对系统设备的状态变化进行识别和判断.而符号有向图(Signed Directed Graph,SDG)可以形象明确地表示过程变量之间的关系和故障传播的路径,且具有建模方便、推理灵活等特点.利用SDG方法对诊断结果进行推理验证的同时,还可以给出故障的播路径,有利于操作员快速采取有效的措施,确保核电站的安全、稳定运行.本文首先利用BP神经网络对系统的运行状态进行诊断识别,然后使用SDG方法对诊断结果进行推理验证,确保诊断的正确性和可靠性.最后,通过仿真数据对该方法进行验证.

摘要： 针对核动力装置运行数据具有强非线性、高维数的特点,本文提出了一种基于流形学习的核动力装置运行故障诊断新方法.流形学习方法能有效地提取高维非线性数据中嵌入的低维流形特征,该方法运用局部线性嵌入算法直接对原始运行数据进行无监督学习,将数据进行非线性维数约简,从而得到数据的内在低维流形特征,并且保留了数据的几何结构信息.与传统的PCA线性方法相比,该方法特征提取能力更强,能有效地将不同种类的故障数据进行特征聚类,然后将提取到的低维特征向量输入K-最近邻分类器进行故障模式识别.为了验证该方法用于核动力装置故障诊断的可行性和优越性,采用人工数据集数值仿真和核动力装置仿真机过程仿真对该方法进行了验证.

摘要： 本文主要以美国核动力航母为例,探讨了现代核动力航母动力装置的发展历程,分析了现代航母核动力装置的类型、性能及其对航母作战使用带来的影响,并在此基础上指出了航母核动力装置的未来发展方向及技术借鉴.

摘要： 研究树脂在核动力装置高温高压辐照情况下的热分解状况,着眼于工程性和实用性,通过试验掌握树脂热分解的直接效应,即水质和树脂的变化,为核动力装置的安全运行提供参考.

摘要： 核动力装置是一多输人多输出、非线性、时变的复杂系统,其控制器通常采用基于模拟仪控的PID控制器来实现,系统参数易超调且响应时间较长.为改善核动力装置运行的动态品质和减小其系统的过渡时间,本文提出了在数字化仪控系统上实现专家系统和原控制器结合的协调控制器及其策略.为验证核动力装置协调控制技术及其策略,本文以1台全范围核动力装置模拟器为研究平台测试了协调控制技术.测试结果表明:基于数字化仪控技术来实现协调控制是可行的,协调控制器能有效改善核动力装置的动态运行特性,且协调控制器控制性能优于传统的PID控制器.

摘要： 采用VOF方法及耦合表面张力模型的动量方程,结合UDF功能,模拟了竖直通道内静水中水平分布两气泡之间的相互作用以及摇摆对其运动特性的影响,详细分析了两气泡上升过程中出现的吸引及排斥现象.模拟所得两气泡上升时的形态变化过程与实验结果符合良好.结果表明,水平分布两气泡在水中会呈上下摇摆状上升,且位置关系变化具有周期性,摇摆会使气泡在上升过程变得更加扁平,两气泡所能达到的最小距离变小,但摇摆会破坏两气泡在上升过程其位置关系所具有的周期性.

摘要： 采用VOF方法及耦合表面张力模型的动量方程,结合UDF功能,模拟了竖直通道内静水中水平分布两气泡之间的相互作用以及摇摆对其运动特性的影响,详细分析了两气泡上升过程中出现的吸引及排斥现象.模拟所得两气泡上升时的形态变化过程与实验结果符合良好.结果表明,水平分布两气泡在水中会呈上下摇摆状上升,且位置关系变化具有周期性,摇摆会使气泡在上升过程变得更加扁平,两气泡所能达到的最小距离变小,但摇摆会破坏两气泡在上升过程其位置关系所具有的周期性.

摘要： 采用VOF方法及耦合表面张力模型的动量方程,结合UDF功能,模拟了竖直通道内静水中水平分布两气泡之间的相互作用以及摇摆对其运动特性的影响,详细分析了两气泡上升过程中出现的吸引及排斥现象.模拟所得两气泡上升时的形态变化过程与实验结果符合良好.结果表明,水平分布两气泡在水中会呈上下摇摆状上升,且位置关系变化具有周期性,摇摆会使气泡在上升过程变得更加扁平,两气泡所能达到的最小距离变小,但摇摆会破坏两气泡在上升过程其位置关系所具有的周期性.

摘要： 利用Fluent软件分析了横摇运动下U型管内湍流流体摩擦阻力系数f和努塞尔数Nu随时间的变化.计算结果表明:横摇运动下U型管内流体f和Nu随着时间周期性波动,波动周期与横摇周期相同,波动幅度随着横摇周期的减小和横摇振幅的增大而增大;f和Nu的平均值、最大值与横摇振幅和横摇角频率近似呈线性关系;横摇增大了U型管内流体流动阻力和传热系数;横摇对U型管内流体流动传热的影响与直管明显不同.

摘要： 本发明公开了一种海洋核动力平台核动力装置的数值预测维修系统及方法，涉及海洋核动力平台核动力装置管理领域，包括：传感网络子系统，其用于采集和传输核动力装置的目标设备的实时运行数据；数据存储子系统，其用于分布式存储目标设备的实时运行数据；以及智能维修分析子系统，其根据目标设备的实时运行数据建立目标设备的数学模型，并对数学模型进行拟合和调整，智能维修分析子系统还基于拟合和调整后的数学模型进行分析和计算，预测将发生故障的目标设备的位置和状态信息并报警。本发明中的海洋核动力平台核动力装置的数值预测维修系统精准定位，能提高核动力装置的可靠性、克服定期检修的盲目性且针对性强、效率高。

摘要： 本发明公开了一种海洋核动力平台的核动力装置主控台，包括两个一回路控制台、安全显示台、两个二回路控制台和电力监控台，每个一回路控制台、二回路控制台上分别设有两个第一液晶显示器、第二液晶显示器；安全显示台上设有开关和按钮；电力监控台上设有第三液晶显示器、键盘和轨迹球。本发明，采用结构简单、衔接紧凑的设计方式，大大的节省了占用空间，同时充分的利用了成熟稳定的计算机技术，便于工作人员的操作，解决线路复杂的问题，便于机器的维护，并且采用两个一回路控制台、二回路控制台以及两个第一液晶显示器、第二液晶显示器，提高了核动力装置主控台的安全性和可靠性。

摘要： 本发明公开了一种适用于海洋核动力平台的核动力装置综合控制系统，涉及海洋核动力平台核动力装置数字化综合控制领域，包括反应堆核测量模块、主汽轮发电机组监控模块、过程测量模块、控制模块和核动力装置数据管理模块，反应堆核测量模块用于对反应堆的中子注量率、中子注量率的变化率以及中子注量率分布进行实时测量；主汽轮发电机组监控模块用于监测主汽轮发电机组运行的静态和动态性能，以及调节主汽轮发电机组的转速；过程测量模块用于对核动力装置反应堆、一回路工艺系统和二回路工艺系统的运行过程参数，进行预处理。本发明能够确保核动力装置的安全状态，实现海洋核动力平台核动力装置的可运行性和安全性。

摘要： 本发明公开了一种海洋核动力平台核动力装置的数值预测维修系统及方法，涉及海洋核动力平台核动力装置管理领域，包括：传感网络子系统，其用于采集和传输核动力装置的目标设备的实时运行数据；数据存储子系统，其用于分布式存储目标设备的实时运行数据；以及智能维修分析子系统，其根据目标设备的实时运行数据建立目标设备的数学模型，并对数学模型进行拟合和调整，智能维修分析子系统还基于拟合和调整后的数学模型进行分析和计算，预测将发生故障的目标设备的位置和状态信息并报警。本发明中的海洋核动力平台核动力装置的数值预测维修系统精准定位，能提高核动力装置的可靠性、克服定期检修的盲目性且针对性强、效率高。

摘要： 本发明公开了一种海洋核动力平台的核动力装置主控台，包括两个一回路控制台、安全显示台、两个二回路控制台和电力监控台，每个一回路控制台、二回路控制台上分别设有两个第一液晶显示器、第二液晶显示器；安全显示台上设有开关和按钮；电力监控台上设有第三液晶显示器、键盘和轨迹球。本发明，采用结构简单、衔接紧凑的设计方式，大大的节省了占用空间，同时充分的利用了成熟稳定的计算机技术，便于工作人员的操作，解决线路复杂的问题，便于机器的维护，并且采用两个一回路控制台、二回路控制台以及两个第一液晶显示器、第二液晶显示器，提高了核动力装置主控台的安全性和可靠性。

摘要： 本发明公开了一种核动力装置中人因失误模式识别方法、装置、电子设备和存储介质，所述方法包括：分别对系统运行交互过程中的系统功能结构和操纵任务进行层次化分析分解，构建操控信息库；根据操控信息库，以目标或事件/状态为导向，实现对给定任务目标下的序列化动作的操作导航；根据操控信息库和操作导航，设计基于模式识别的人员操作动作模式识别算法；根据人员操作动作模式识别算法，结合系统的实时状态监测数据，实现核动力装置中人因失误模式识别。本发明通过对操控信息库中操作动作模式和设备状态模式的一致性检测，实现在不同运行场景下的典型人因失误模式识别，做到提前预警，预防和降低操纵员人因失误，确保船用核动力装置的运行安全。

摘要： 极地环境核动力装置非能动余排热工水力试验装置与方法，试验装置包含制冰循环回路与池式非能动余热排出系统试验回路，制冰循环回路中制冰回路通过止回阀与离心泵连接试验换热水池入口，换热水池输出口管道通过连接离心泵后进入制冰回路入口构成循环回路。池式非能动余热排出系统试验回路中电加热蒸发器出口管道连接管束式热器上部入口，管束式换热器出口管道连接管壳式冷却系统壳侧入口，管壳式冷却系统壳侧出口管道与电加热蒸发系统入口相连构成回路。本发明能模拟运动与极端低温叠加环境下核动力装置非能动余热排出系统热工水力特性，为非能动余热排出系统在极地低温环境中热工水力特性的相关研究提供有效的试验装置。

摘要： 本实用新型涉及军工国防设备技术领域，特别是涉及一种为核动力装置散热的散热模块及具有该模块的核动力导弹。本实用新型的为核动力装置散热的散热模块中，相变热沉机构安装在核动力装置上，用于吸收并存储由核动力装置产生的热量；热流道固定在相变热沉机构上，且热流道的入风口安装有风扇，散热出风口与导弹的弹尾部相连通，热流道用于将吸收并存储在相变热沉机构的热量传递至弹尾部，从而稳定核动力导弹的温度，提高核动力导弹的巡航时间，解决核动力冲压发动机在狭小空间内，长时间处于高热、高辐射状态下工作，从而导致导弹的核动力装置聚集热量影响工作性能的技术问题。

摘要： 本实用新型公开了一种安全壳热量导出装置及包含该装置的核动力装置，涉及反应堆技术领域，包括屏蔽层，设在安全壳外侧，所述屏蔽层与安全壳之间留有间隙；进水孔，设在屏蔽层的下部，所述进水孔联通所述屏蔽层外与所述间隙；出气孔，设在屏蔽层的顶部，所述出气孔联通所述屏蔽层外与所述述间隙。核动力装置借助该热量导出装置在极端严重的工况下，通过引入海水进入堆舱，冷却安全壳，避免安全壳因超温超压失效，防止大量放射性物质泄露至核动力装置其他舱室及大气环境，保证人员和环境的安全。

摘要： 本发明属于核检测领域，具体涉及一种核动力装置反应堆压力容器筒体检测装置。压力容器检测中，筒体检查内容较多，且分布在压力容器的不同高度上，需要对分布在不同位置的筒体连接焊缝进行连续扫查。本装置包括托盘，传动机构，直线气缸伸缩结构，运动机座A，导轨，旋转气缸；固定连接件通过螺钉连接方式与后端的旋转平台连接，固定连接件另一端与直线气缸伸缩结构连接；运动机座A截面呈U型结构，两侧对称安装有导轨。实现单区域连接焊缝检查的连续性及准确性，实现筒体焊缝的快速检查，研制一种结构精巧，功能满足要求的核动力装置反应堆压力容器筒体检测装置。