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反应堆冷却剂承压边界泄漏监测技术及其发展 被引量:14
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作者 张耀 张大发 +1 位作者 陈登科 张黎明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第B09期100-105,共6页
反应堆冷却剂承压边界泄漏监测是反应堆安全运行的重要保障。本文评述了反应堆冷却剂承压边界泄漏监测技术的发展状况及其特点,重点分析了放射性泄漏监测技术、声发射泄漏监测技术的发展,并对核反应堆泄漏监测技术未来的发展趋势进行了... 反应堆冷却剂承压边界泄漏监测是反应堆安全运行的重要保障。本文评述了反应堆冷却剂承压边界泄漏监测技术的发展状况及其特点,重点分析了放射性泄漏监测技术、声发射泄漏监测技术的发展,并对核反应堆泄漏监测技术未来的发展趋势进行了初步探索。分析指出:承压边界泄漏监测技术发展的目标是尽可能提高其响应速度、灵敏度和可靠性,及时为反应堆运行及决策人员提供有效的操纵及决策依据;而实现承压边界的整体泄漏监测、全寿期"健康"状态综合监测则是反应堆承压边界泄漏监测技术发展的方向和重要趋势。 展开更多
关键词 核反应堆 承压边界 泄漏监测技术
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基于多分类SVM的船用核动力装置主回路系统破口特征诊断技术研究 被引量:6
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作者 王晓龙 蔡琦 +1 位作者 张晓奇 陈玉清 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第3期462-468,共7页
失水事故发生时,在事故初期判断出事故类型对操纵员安全操作意义重大,为此提出一种基于监控参数的失水事故类型判断方法。该方法根据事故发生后13s内监控参数的变化速率与破口类型的对应关系,提取故障征兆,建立事故判断模型,并根据建立... 失水事故发生时,在事故初期判断出事故类型对操纵员安全操作意义重大,为此提出一种基于监控参数的失水事故类型判断方法。该方法根据事故发生后13s内监控参数的变化速率与破口类型的对应关系,提取故障征兆,建立事故判断模型,并根据建立的模型使用支持向量机分类的方法进行破口事故类型判断。试验结果表明,该方法在事故发生初期可准确、有效地判断出典型失水事故的破口尺寸和相对位置。 展开更多
关键词 支持向量机 失水事故 多分类问题 船用核动力装置
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基于特征事件序列的船用核动力系统故障诊断方法研究 被引量:8
3
作者 王晓龙 蔡琦 +1 位作者 陈玉清 赵鑫 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第9期1644-1651,共8页
针对船用核动力系统工况多变、故障概率高、操纵员支持手段匮乏等问题,提出一种基于特征事件序列的故障诊断方法。在分析大量运行数据的基础上,通过定义特征事件序列来提取不同类型故障特征,并构建各种典型事故的标准特征事件序列谱。... 针对船用核动力系统工况多变、故障概率高、操纵员支持手段匮乏等问题,提出一种基于特征事件序列的故障诊断方法。在分析大量运行数据的基础上,通过定义特征事件序列来提取不同类型故障特征,并构建各种典型事故的标准特征事件序列谱。当系统运行发生故障时,按特定算法实时提取系统当前事件序列特征,将其与标准特征事件序列谱比对,通过计算相似度,辨识引起系统异常的初因事件。经试验验证,该方法可辨识初因事件的程度,并定位其相对位置,与传统数据驱动的方法相比,具有易追溯、可解释等优点,因而更具研究和推广价值。 展开更多
关键词 特征事件序列 故障诊断 数据驱动 船用核动力系统 失水事故
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基于支持向量回归的稳压器水位信号重构研究 被引量:4
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作者 王晓龙 蔡琦 陈玉清 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第6期1003-1007,共5页
稳压器水位是船用压水堆非常重要的监测参数,是操纵员判断堆运行瞬变的重要依据。然而,稳压器却时常出现假水位、超量程水位及水位测量丢失的问题。为此,根据稳压器水位参数与反应堆进出口平均温度、稳压器压力与温度、主回路系统的冷... 稳压器水位是船用压水堆非常重要的监测参数,是操纵员判断堆运行瞬变的重要依据。然而,稳压器却时常出现假水位、超量程水位及水位测量丢失的问题。为此,根据稳压器水位参数与反应堆进出口平均温度、稳压器压力与温度、主回路系统的冷却剂装量、充排水流量等热工水力参数的耦合关系,提出一种基于支持向量回归的稳压器水位信号重构方法。模拟试验分析表明,该方法能快速、准确、有效地重构出正常运行工况下的稳压器水位信号。 展开更多
关键词 支持向量回归 压水堆 稳压器水位 信号重构
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基于重构概念的变负荷工况下核功率预测研究 被引量:2
5
作者 王晓龙 盖秀清 +2 位作者 蔡琦 陈玉清 宋梅村 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期351-355,共5页
为适应船用核动力装置变负荷运行工况时功率的调节,提出了一种基于运行数据统计学习的方法计算需求功率,并分别运用支持向量机和BP神经网络两种机器学习方法进行了数值试验。结果表明,在负荷急剧变化过程中,基于数据统计学习的方法计算... 为适应船用核动力装置变负荷运行工况时功率的调节,提出了一种基于运行数据统计学习的方法计算需求功率,并分别运用支持向量机和BP神经网络两种机器学习方法进行了数值试验。结果表明,在负荷急剧变化过程中,基于数据统计学习的方法计算精度优于物理模型法,特别是基于支持向量机的方法,它可在短时间内经一遍训练即可得到符合精度的训练模型,且可保证其得到的极值解即为全局最优解。此外,该方法还可应对某些输入信号缺失的情况,提高了计算过程的稳定性、可靠性和容错控制能力。 展开更多
关键词 BP神经网络 支持向量机 需求功率预测 统计学习
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燃料元件在热冲击下基于ANSYS的动态响应仿真 被引量:3
6
作者 梁文峰 邱东 +3 位作者 杨成德 范晓强 谢奇林 尹延朋 《科学技术与工程》 北大核心 2014年第20期51-55,共5页
燃料元件中裂变引起的热冲击应力是核临界安全研究的重要内容。采用ANSYS有限元程序中的二维plane182、plane183和三维solid187、solid45单元模型对脉冲加热的铀钼合金厚壁球壳进行了仿真,以一维热弹性力学方程的数值解为基准获得了不... 燃料元件中裂变引起的热冲击应力是核临界安全研究的重要内容。采用ANSYS有限元程序中的二维plane182、plane183和三维solid187、solid45单元模型对脉冲加热的铀钼合金厚壁球壳进行了仿真,以一维热弹性力学方程的数值解为基准获得了不同模型计算误差。与国外用于核反应堆工程设计和研究的程序相比,采用plane183或solid187模型因能更严格地满足理论边界条件,具有更小的计算误差。这些结果为进一步开展核反应堆瞬态过程研究以及燃料元件设计提供了参考。 展开更多
关键词 热冲击 核临界安全 ANSYS 动态仿真
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基于波形逼近的快中子脉冲堆耦合计算 被引量:1
7
作者 梁文峰 谢奇林 +2 位作者 高辉 邱东 杨成德 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第11期2018-2022,共5页
快中子脉冲堆在爆发脉冲过程中的中子输运与热弹性力学相互耦合,该耦合作用过程决定了脉冲特性。基于绝热近似下燃料元件温升始终正比于系统总裂变数的事实,提出了通过调整参数使温升随时间变化的曲线逼近裂变率曲线的耦合计算方法。在... 快中子脉冲堆在爆发脉冲过程中的中子输运与热弹性力学相互耦合,该耦合作用过程决定了脉冲特性。基于绝热近似下燃料元件温升始终正比于系统总裂变数的事实,提出了通过调整参数使温升随时间变化的曲线逼近裂变率曲线的耦合计算方法。在迭代逼近过程中,采用了有限元商业软件ANSYS处理力学建模和热弹性力学求解,利用点堆方程描述中子学行为,两者利用基于微扰理论的反应性反馈方程进行耦合。通过调整参数使力学模型的温升加载函数波形逼近通过输运计算得到的裂变率波形,直至两者一致。以Lady Godiva脉冲堆为例的裂变产额计算结果与实验结果一致,该计算方法有望用于快中子脉冲堆的研究和设计。 展开更多
关键词 快中子脉冲堆 耦合计算 波形逼近 LADY Godiva
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水平窄缝内多孔介质传热特性研究 被引量:1
8
作者 扈本学 徐彦峰 +3 位作者 苏光辉 秋穗正 赵大卫 巫英伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第5期431-434,共4页
对面朝下加热水平窄缝内多孔介质的传热特性进行了实验研究,得到了不同工况下的沸腾曲线。通过比较各工况下的沸腾曲线得出:多孔介质的存在大幅提高了面朝下加热水平窄缝内传热的换热系数,尤其是沸腾段的换热得到了很大程度的强化;提高... 对面朝下加热水平窄缝内多孔介质的传热特性进行了实验研究,得到了不同工况下的沸腾曲线。通过比较各工况下的沸腾曲线得出:多孔介质的存在大幅提高了面朝下加热水平窄缝内传热的换热系数,尤其是沸腾段的换热得到了很大程度的强化;提高窄缝宽度,选用热导率高的固体微粒制作多孔介质等可提高多孔介质的换热能力。根据多孔介质传热的机理,拟合出了面朝下加热水平窄缝内多孔介质的自然对流传热与核态沸腾传热关联式。 展开更多
关键词 面朝下加热 水平窄缝 多孔介质 自然对流 核态沸腾
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基于支持向量回归的多参数融合的蒸汽发生器水位信号预测 被引量:1
9
作者 王晓龙 蔡琦 +2 位作者 祝子民 陈玉清 刘守相 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第10期1806-1811,共6页
舰船核动力装置负荷变化过程中,蒸汽发生器水位经常出现大幅波动甚至假水位现象。同时,水位测量通道故障时有发生。这些问题严重影响着给水流量的自动调节和操纵员对系统运行状态的准确判断。为此提出一种基于多信号重构的方法,对蒸汽... 舰船核动力装置负荷变化过程中,蒸汽发生器水位经常出现大幅波动甚至假水位现象。同时,水位测量通道故障时有发生。这些问题严重影响着给水流量的自动调节和操纵员对系统运行状态的准确判断。为此提出一种基于多信号重构的方法,对蒸汽发生器水位信号进行预测,该方法增加影响水位变化的相关信号作为预测输入信息。与单纯分析历史水位变化规律而进行的预测方法相比,提高了预测的准确性、稳定性、可靠性,并能进行较长期的预测。 展开更多
关键词 支持向量回归 多信号重构 自然循环 蒸汽发生器水位
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核设备中体积型缺陷工程评定方法的研究 被引量:2
10
作者 张英 罗学富 陆明万 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1996年第4期316-322,共7页
采用基于突然损伤模型的有限元分析,研究了体积型缺陷的工程评定方法,提出将体积型缺陷简化为平面缺陷,并采用常用规范对简化后的平面缺陷进行工程评定的方法,还研究了共面平面缺陷的复合及自由表面对缺陷的影响,计算结果表明,该... 采用基于突然损伤模型的有限元分析,研究了体积型缺陷的工程评定方法,提出将体积型缺陷简化为平面缺陷,并采用常用规范对简化后的平面缺陷进行工程评定的方法,还研究了共面平面缺陷的复合及自由表面对缺陷的影响,计算结果表明,该方法是安全的。 展开更多
关键词 体积型缺陷 突然损伤模型 有限元 工程评定 核承压设备
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模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究
11
作者 张丹 周科 +4 位作者 李峰 邱志方 邓坚 毕树茂 吴鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第4期665-670,共6页
未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的... 未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。 展开更多
关键词 模块式小型压水堆 ATWS 初因事件
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考虑性能退化和多级保障的核动力系统可用度分析
12
作者 尚彦龙 蔡琦 +1 位作者 赵新文 赵宇光 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第4期703-708,共6页
研究了将通用发生函数理论与Markov过程方法相结合的方法对考虑性能退化和多级保障的核动力系统进行可用度分析。基于Markov过程方法建立考虑性能退化和多级保障的设备状态概率模型,并将其嵌入由发生函数构建的系统逻辑关系模型和性能... 研究了将通用发生函数理论与Markov过程方法相结合的方法对考虑性能退化和多级保障的核动力系统进行可用度分析。基于Markov过程方法建立考虑性能退化和多级保障的设备状态概率模型,并将其嵌入由发生函数构建的系统逻辑关系模型和性能状态组合模型,从而分析系统在不同性能需求条件下的可用度,并分析不同修理条件对系统可用度的影响。所建立的模型反映了核动力系统的使用特点和维修保障特性,研究方法和分析结论能为核动力系统的使用管理、维修决策及保障条件分析提供理论指导和依据。 展开更多
关键词 性能退化 多级保障 通用发生函数 可用度
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基于GMDH建模的蒸汽发生器水位重构
13
作者 袁灿 蔡琦 +2 位作者 段孟强 赵宇光 王贵利 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第10期1812-1816,共5页
蒸汽发生器水位指示仪表出现虚假指示或丧失指示的情况时有发生,而目前又没有很好的方法实现蒸汽发生器水位的重新标定,主要靠经验来进行判断,所以当事故或故障发生时严重影响操纵员对核动力装置运行情况的判断。自组织理论模型(GMDH)... 蒸汽发生器水位指示仪表出现虚假指示或丧失指示的情况时有发生,而目前又没有很好的方法实现蒸汽发生器水位的重新标定,主要靠经验来进行判断,所以当事故或故障发生时严重影响操纵员对核动力装置运行情况的判断。自组织理论模型(GMDH)是建立复杂非线性大系统数学模型十分灵活而通用的方法,在处理复杂非线性对象中能得到很好的效果。本文以主蒸汽管道破口事故下重构蒸汽发生器水位为例,提出了用GMDH重构蒸汽发生器水位的方法,并与仿真结果进行对比。结果表明,GMDH对蒸汽发生器水位重构的相对误差小、精度高,满足实际需要,能为船用核动力装置的安全运行做出指导。 展开更多
关键词 GMDH 蒸汽发生器水位 重构
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低密度下氦气透平压气机组高速机械性能试验热工特性研究
14
作者 叶萍 丁超 +1 位作者 杨小勇 王捷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期321-326,共6页
将闭式氦气透平循环与高温气冷堆相结合,是未来高温气冷堆发电技术的潜在发展方向之一。高速机械性能试验是设计与研制氦气透平压气机组的关键环节,能考验电磁轴承支承的透平压气机组的机械旋转性能,为未来机组顺利与反应堆相连接进行... 将闭式氦气透平循环与高温气冷堆相结合,是未来高温气冷堆发电技术的潜在发展方向之一。高速机械性能试验是设计与研制氦气透平压气机组的关键环节,能考验电磁轴承支承的透平压气机组的机械旋转性能,为未来机组顺利与反应堆相连接进行热态运行奠定基础。本文设计并分析一种在密闭空间内低密度下进行高速机械性能试验的方案,建立试验系统热工模型,获得了低密度下透平压气机组性能,得到了系统温度场分布,从而确定电机定子温度为试验系统的温度限制条件。对密闭空间试验系统的传热和流动分析表明,在低密度下,存在合理的压力调节范围使得系统散热能力高于发热能力,从而保证整个系统的安全运行,确定了低密度方案的可行性。 展开更多
关键词 高速机械性能试验 氦气透平 低密度 特性曲线
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Exploring the Impact and Mechanism of CrN Interlayer on the Tribological Performance of FeCrAl Coatings
15
作者 SU Yongyao MA Yucheng +4 位作者 HUANG Weijiu ZHU Pengzhou ZHANG Tengfei HU Rong RUAN Haibo 《摩擦学学报(中英文)》 北大核心 2025年第10期1521-1533,共13页
Zirconium alloy(Zr-4)is extensively utilized in nuclear fuel cladding materials due to its exceptional neutron economy,high ductility,and promising corrosion and irradiation resistance.Nevertheless,during the operatio... Zirconium alloy(Zr-4)is extensively utilized in nuclear fuel cladding materials due to its exceptional neutron economy,high ductility,and promising corrosion and irradiation resistance.Nevertheless,during the operational lifespan of the Zr-4 fuel tube,micro-oscillations induced by the high-speed flow of cooling water can cause wear between the cladding tube and grids.This leads to wear failure of the Zr-4 alloy tube,which seriously threatens the safe operation of nuclear stations.The application of protective coatings onto the surface of zirconium alloys serves to enhance their resistance against wear,while without changing of the existing reactor structure.In this study,FeCrAl/CrN and FeCrAl coatings were fabricated on the surface of Zr-4 alloy using dual-target co-sputtering technology.The effects of the CrN interlayer on the microstructure,mechanical properties,and tribological behavior of FeCrAl coating in air and B-Li water were investigated,and a comparative analysis with Zr-4 alloy was conducted.The results showed that the application of FeCrAl/CrN and FeCrAl coatings significantly enhanced the hardness and wear resistance of Zr-4 alloy.The introduction of the CrN interlayer increased the columnar grain size of the FeCrAl coating and caused a change in the preferred growth direction of the coating from(110)to(211).The CrN interlayer improved the hardness and wear resistance of the coating,it also led to a decrease in adhesion strength.The wear rates of FeCrAl/CrN coatings in air and B-Li water were the lowest,about 3.2×10^(-6) mm^(3)/(N·m)and 6.0×10^(-7) mm^(3)/(N·m),respectively.The lubricating effect of B-Li water effectively reduced the friction coefficient and wear rate of both FeCrAl/CrN and FeCrAl coatings.In air and B-Li water,the primary wear mechanisms for Zr-4 are adhesive wear and oxidative wear,while the main wear mechanisms for FeCrAl/CrN and FeCrAl coatings are abrasive wear and oxidative wear.These findings not only provided a theoretical basis for understanding the microstructure and wear performance of FeCrAl coatings but also offered important technical guidance for their practical application in the nuclear industry. 展开更多
关键词 FeCrAl coating CrN interlayer tribological performance microstructure zirconium alloy
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对“实际消除核电厂大量放射性物质释放”的技术见解 被引量:8
16
作者 林诚格 史国宝 +15 位作者 陈耀东 陈培培 刘伟 孙光弟 沈文权 刘志弢 詹文辉 梅其良 陈松 孙大威 苏夏 杨亚军 李林森 廖敏 崔蕾 邢勉 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第4期337-345,共9页
本文研究了《核电安全规划》中"实际消除大量放射性物质释放的可能性"安全目标的技术内涵和落实措施。建议将放射性释放量超过5×1014Bq的131I当量的放射性释放定为"大量放射性释放",同时从确定论和概率论目标... 本文研究了《核电安全规划》中"实际消除大量放射性物质释放的可能性"安全目标的技术内涵和落实措施。建议将放射性释放量超过5×1014Bq的131I当量的放射性释放定为"大量放射性释放",同时从确定论和概率论目标要求两方面提出了"实际消除大量放射性物质释放的可能性"的对应要求,其中概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10-7/堆·年。为此,需要采取措施,在设计上实际排除能产生大量放射性释放的事故序列;在严重事故条件下尽量恢复堆芯冷却,并保持反应堆压力容器和安全壳的完整性,以及乏燃料池的冷却能力;扩展事故管理导则,提高事故缓解和控制能力。最终在技术上实现实际消除大量放射性物质释放后,无需场区外紧急撤离措施。 展开更多
关键词 核电 核安全 实际消除 大量放射性释放
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核反应堆中锆合金包壳及其表面涂层的微动磨损行为研究进展 被引量:20
17
作者 江海霞 段泽文 +1 位作者 马鹏翔 王鹏 《摩擦学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第3期423-436,共14页
包壳的微动磨损是世界压水堆燃料失效的主要原因,因此理解核反应堆中燃料包壳微动磨损行为对核反应堆安全运行至关重要.服役于核裂变堆一回路的锆合金包壳,不但承受着堆内高温高压冷却剂的冲刷,还面临腐蚀、强中子辐照的苛刻环境.本文... 包壳的微动磨损是世界压水堆燃料失效的主要原因,因此理解核反应堆中燃料包壳微动磨损行为对核反应堆安全运行至关重要.服役于核裂变堆一回路的锆合金包壳,不但承受着堆内高温高压冷却剂的冲刷,还面临腐蚀、强中子辐照的苛刻环境.本文作者从机械因素、水工条件、辐照和腐蚀几个方面总结了反应堆中服役环境对包壳微动摩擦行为的影响,并阐述了事故容错燃料(ATF)包壳涂层的研究进展及其对格-棒间微动磨损的影响.最后对核反应堆包壳的微动磨损、腐蚀磨损未来的研究方向进行了展望. 展开更多
关键词 包壳材料 事故容错燃料包壳涂层 辐照 微动磨损 腐蚀磨损
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基于概率神经网络的核动力装置异常运行工况识别方法设计 被引量:2
18
作者 王雯珩 于雷 +2 位作者 王晓龙 郝建立 叶磊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第7期1347-1355,共9页
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... 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。 展开更多
关键词 核动力装置 概率神经网络 特征参数提取 异常运行
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基于夹角余弦的核动力系统异常检测算法设计 被引量:2
19
作者 王雯珩 于雷 +2 位作者 王晓龙 郝建立 郑锦涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S01期98-103,共6页
鉴于核动力系统具有高复杂性、高风险性的特点,其设计和运行对安全性、可靠性要求极高。异常检测是提高核动力系统固有安全性的一种重要技术手段,针对核动力系统故障类型多、故障发生概率小、故障样本匮乏的特殊问题,基于夹角余弦距离... 鉴于核动力系统具有高复杂性、高风险性的特点,其设计和运行对安全性、可靠性要求极高。异常检测是提高核动力系统固有安全性的一种重要技术手段,针对核动力系统故障类型多、故障发生概率小、故障样本匮乏的特殊问题,基于夹角余弦距离计算理论,从正常历史运行数据出发,提出一种检测系统异常的算法,有效应对了故障样本不足的现实问题。经数据试验验证,算法能依托有限的参数,较准确地检测系统微小的异常和故障,可作为核动力系统故障诊断体系中的入口环节算法使用,具有较好的实际应用前景。 展开更多
关键词 夹角余弦 核动力系统 异常检测 目标优化矩阵
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基于麻雀搜索算法优化PNN的核动力装置运行工况异常识别研究
20
作者 王雯珩 于雷 +1 位作者 王晓龙 郝建立 《兵器装备工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2022年第S02期291-296,共6页
为减少操作人员的判断失误,有效提高核动力装置运行工况异常识别准确率,通过分析核动力装置的强相关参数,一种新兴智能优化的麻雀搜索算法与概率神经网络相结合的异常识别模型。由于概率神经网络的平滑因子对输出结果影响较大,因此采用... 为减少操作人员的判断失误,有效提高核动力装置运行工况异常识别准确率,通过分析核动力装置的强相关参数,一种新兴智能优化的麻雀搜索算法与概率神经网络相结合的异常识别模型。由于概率神经网络的平滑因子对输出结果影响较大,因此采用麻雀搜索算法对平滑因子进行参数寻优,将优化结果赋值给概率神经网络模型进行参数训练,得到用于异常识别的最优网络模型。选取17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模拟计算并提取特征参数。Matlab仿真结果表明,该优化网络模型比原始网络模型具有更高的识别精度。 展开更多
关键词 核动力装置 异常识别 麻雀搜索算法 概率神经网络 平滑因子
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