基于神经网络与表决融合的核动力装置故障诊断方法

针对单神经网络（ANN）故障诊断方法的不足,将多神经网络诊断与表决融合方法结合起来,研究了基于多神经网络与表决融合的核动力装置故障诊断方法。在该方法中,多个不同类型的神经网络训练后用于核动力装置的故障诊断。选择对核动力装置安全有重要影响的运行参数作为各神经网络的输入变量,神经网络的输出是核动力装置的故障模式。用表决融合方法对不同神经网络的诊断结果进行融合,从而得到核动力装置故障诊断的最后结果。利用核动力装置典型的运行模式来验证所提出的诊断方法的效果。结果表明,与单神经网络相比,该方法可提高核动力装置故障诊断结果的精度和可靠性。     

基于数据融合的核动力装置故障诊断方法

数据融合作为一种处理多源信息的方法适合于核动力装置的故障诊断。利用数据融合信息分级处理的思想,将核动力装置故障诊断分为3级进行,数据级采用了数据挖掘的方法对数据进行处理,对属性进行约简;特征级采用并行的3个神经网络处理数据级的约简属性,并将其输出作为决策级 Dempster-Shafer(D-S)证据理论的基本概率赋值;决策级采用了改进的D-S证据理论对神经网络的输出进行合成,克服了传统D-S证据理论无法处理冲突信息的缺陷。运用文献中的相关数据对该方法进行了测试验证,测试结果证实了该方法可正确诊断训练过的核动力装置相关故障,具有一定的应用价值。     

基于灰色聚类分析的核动力装置故障诊断研究

针对核动力装置故障状态下征兆参数呈现出的灰色特征,提出将灰色聚类分析模型用于核动力装置故障诊断,采用了两种方法构造聚类模型。其一,基于AB0型灰色关联度分析的聚类模型主要通过核动力装置待检序列与标准故障模式序列间的AB0型关联度排序来分析故障类型;其次是基于灰色白化权函数分析的聚类模型主要由核动力装置待检序列与标准故障模式序列间的聚类系数值分析故障类型。以蒸汽发生器典型故障为例,验证了灰色聚类分析方法用于核动力装置故障诊断的可行性。分析结果表明,灰色聚类分析建模简单,可以实现故障的准确诊断。     

基于改进遗传算法的核动力装置故障诊断研究

针对核动力装置故障和对应征兆繁多的特点,并克服传统遗传算法进行故障诊断的固有缺陷,提出了一种基于改进遗传算法和概率因果模型的故障诊断技术,构建了诊断系统。该系统主要由数据采集模块和故障诊断模块构成,具有诊断实时性强、计算速度快的特点。为验证系统的有效性,对蒸汽发生器进行了故障诊断,测试结果与相关文献结论吻合。最后还与传统遗传算法进行了比较,表明改进后的遗传算法可有效避免误诊、漏诊现象,诊断准确率较高。     

基于SDG-QTA的核动力装置故障诊断技术研究

通过对核动力装置进行在线状态监测与故障诊断研究,帮助操作人员及时了解核动力装置的运行状态和事故进程,有助于操作人员进行正确操作,防止事故进一步恶化。符号有向图（SDG）能很好地展示出复杂系统变量之间的关系,同时具有建立模型简单、推理灵活等优点。本文采用SDG对核动力装置进行故障诊断研究。首先,将定性趋势分析(QTA)和阈值法结合对核动力装置进行状态监测。然后,采用SDG对核动力装置进行故障诊断,并通过SDG模型给出故障的传播路径。最后,以核电厂二回路典型故障为例,建立其SDG模型,并通过仿真机对该方法进行验证。     

核动力装置混合智能故障诊断系统研究

针对核动力装置的状态监测与故障诊断问题,为克服单一故障诊断方法的局限性,本文提出了基于多层流模型(MFM)和信息融合理论的混合智能故障诊断方法。利用信息融合的方法来提高故障诊断的快速性和准确性,同时利用MFM方法解释故障发生时报警的传播路径,提高对诊断结果的可理解性。仿真实验表明,混合智能诊断方法能迅速判明故障并提交报警分析。     

基于灰熵优化加权灰色关联度模型的核动力装置故障诊断技术

核动力装置作为一种复杂的灰色系统,故障和征兆间并无确定的对应关系,这使故障诊断变得十分困难。针对该问题,本文提出了基于灰熵优化加权灰色关联度的模型,并建立了故障诊断系统。为验证系统有效性,以核动力装置冷凝器典型故障为例进行了仿真研究。结果表明：该系统诊断结论准确可靠、计算速度较快,可满足实时诊断要求,且具有稳定性好、故障分辨率高等特点。     

基于概率因果模型与遗传算法的船舶核动力装置故障诊断的新方法

介绍一种将概率因果模型和遗传算法相结合的核动力装置二回路凝给水系统的故障诊断方法,它将概率因果模型的似然函数作为遗传算法的适应函数,从而将复杂系统的故障诊断转化为最优问题。仿真结果表明,该方法能够适应诊断过程中出现的不确定性,并实现多故障诊断,具有较高的诊断可靠性和实用性。     

基于运行数据分析的核动力装置异常运行状态监测技术研究

设计一种基于动态霍普菲尔德(Hopfield)人工神经网络(ANN)的核动力装置异常运行状态监测方法。通过ANN的在线训练,保证ANN模型能够始终跟踪核动力装置因运行工况变化而引起的动态特性变化,降低误诊断的概率。通过观察ANN预测输出值与实际装置输出值之间的加权平均方差,可以在较早时间内检测出参数异常变化的出现。以一回路压力为例,进行运行参数典型异常变化的检测仿真实验。结果表明,该方法在全工况范围内,具有良好的参数异常变化检测能力。     

专家系统知识表示及其在舰艇核动力装置故障诊断中的应用

为提高舰艇核动力装置安全可靠性，确保故障诊断能高效快捷,依据舰艇核动力装置故障特征，提出一种基于专家系统知识表示的故障诊断方法，该法将专家系统、知识表示与推理机有机结合。实践表明，基于专家系统知识表示的故障诊断方法能够对复杂多样的舰艇核动力装置故障做出诊断，有效提高舰艇核动力装置运行的安全性和可靠性。     

基于RELAP5的汽轮机仿真模型研究

建立了一个能准确反映级内部非等熵过程及动态运行特性的汽轮机模型,并将其加载到RELAP5程序中,完成RELAP5汽轮机模型的改进。改进的汽轮机模型是基于级内蒸汽的流动和做功特点,充分考虑了汽轮机结构参数以及汽轮机湿蒸汽流的非平衡两相凝结而形成的凝结冲波现象的影响。通过RELAP5程序内部耦合接口的建立和输入处理子程序的修改,实现了汽轮机模型的加载。以秦山一期300 MW核电厂汽轮机部件为对象,分别利用原RELAP5汽轮机模型和改进的汽轮机模型对其进行稳态和动态的仿真计算和比较分析。结果表明,改进的汽轮机模型能更准确地反映汽轮机动态运行特性。     

RELAP5程序耦合接口的开发

以RELAP5程序为对象,研究其内部编程结构,建立了包括耦合参数输出、输入和时间步长控制的耦合接口模型,并利用并行虚拟机(PVM)技术对耦合接口进行了编程实现.两种类型的耦合测试计算表明,RELAP5耦合接口的开发足成功的,可以作为与其他程序耦合的基础.     

RELAP5与CFX程序耦合研究

以RELAP5与CFX程序为基础,利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程,开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟,相对于单独的RELAP5程序,耦合程序能更好地揭示真实的物理现象。通过后续的开发完善,耦合程序可用于反应堆安全分析中存在着显著三维混合现象的问题。     

基于RELAP5与MELCOR联合分析方法的压水堆严重事故研究

针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。     

基于RELAP5与MELCOR联合分析方法的压水堆严重事故研究

针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。     

RELAP5模拟AP1000 ERVC自然循环过程研究

压力容器外部自然循环冷却(ERVC)系统作为AP1000的非能动安全系统之一,对熔融物堆内滞留,阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型,进行自然循环冷却的物理过程模拟,并对加热功率、冷却水过冷度、安全壳压力等关键参数进行了敏感性分析。除此之外,本文还对分析模型进行简化,并对比了两个模型的计算结果,证明了简化的合理性。     

RELAP5模拟AP1000 ERVC自然循环过程研究

压力容器外部自然循环冷却(ERVC)系统作为AP1000的非能动安全系统之一,对熔融物堆内滞留,阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型,进行自然循环冷却的物理过程模拟,并对加热功率,冷却水过冷度,安全壳压力等关键参数进行了敏感性分析。除此之外本文还对分析模型进行简化,并对比了两个模型的计算结果,证明了简化的合理性。     

RELAP5程序与三维时空中子动力学模型的耦合以及改进研究

引入堆芯物理计算的两群三维时空中子动力学模型,对RELAP5程序的点堆中子动力学模型进行了改进,同时设计了可视化界面,可方便地实现人.机交互操作.计算结果与实际应用表明,改进后的RELAP5程序计算功能和精度得到提高,使用更加方便,在核动力装置的仿真方面有很好的应用前景.     

RELAP5再淹没临界后传热模型不确定性研究

在大破口失水事故最佳估算加不确定性分析中,再淹没临界后传热模型的不确定性评价研究十分关键。本文针对RELAP5再淹没临界后传热模型展开研究,选取Weisman在0.1~0.4 MPa条件下进行的圆管过渡沸腾试验数据对再淹没过渡沸腾关系式进行评价,选取爱达荷国家实验室（INEL）低压下的圆管膜态沸腾试验数据对再淹没膜态沸腾关系式进行评价,给出其概率分布类型和范围,为进行大破口失水事故不确定性分析打下基础。     

基于RELAP5的高温棒束通道再淹没数值模拟研究

基于ABB Atom 3×3棒束再淹没实验,运用RELAP5建立其实验装置的定流量再淹没计算模型,通过与实验结果做比对验证模拟的有效性,研究在高、低两种注水流量下从底部再淹没高温棒束通道时的不同骤冷现象,分析期间的流动形态、传热特性,液位进程,先驱冷却效果差异等。模拟结果表明:低流量下主液位落后于骤冷前沿,高流量下骤冷前沿明显落后于主液位;通过对比发现在高流量下的高液位为高温壁面带来更强的先驱冷却,使壁面温度更快的降到再湿温度,而低流量下几乎匀速上升的液位变化进程对前沿下游的高温壁面冷却较慢,需要更长的时间才能降到再湿温度。这些分析将为研究此模型下的重力注水打下坚实的基础。