基于迭代退火算法优化的SVR在核动力装置故障诊断中的应用

针对船用核动力装置主蒸汽管道破口大小依照监测参数的变化很难有精确估计的问题,首先使用了支持向量回归(SVR)对破口大小进行了判断,将破口大小作为诊断模型的预测值;然后,使用迭代退火算法对支持向量机的训练参数进行了优化,并与未优化的模型进行了对照。对比结果表明:优化后的诊断模型精度高,泛化能力强。     

自流冷却在船用堆非能动余热排出 系统中的初步应用研究

针对采用管壳式换热器的船用堆一回路非能动余热排出系统的模拟分析发现,系统投入后,由于换热器海水侧回路自然循环建立不及时,初期海水流量过低,导致海水侧回路出口发生沸腾,回路压力和自然循环流量剧烈振荡。自流冷却可依靠船舶的惯性航行为海水回路提供初始冷却流量,以解决两个回路排热不匹配问题。基于RELAP5开展了初步的原理性应用研究,结果表明:自流冷却流量对非能动余热排出系统海水回路的流动传热特性影响大,较大的自流流量可防止海水沸腾,从而避免了两相振荡现象。     

基于FAST方法的核动力装置非能动系统全局参数敏感性分析

为提高核动力装置非能动系统参数敏感性分析的精度和效率,实现更加精确的非能动系统热工水力行为分析、识别对系统运行有重要影响的因素,因此采用FAST方法以某型非能动余热排出试验系统的热工水力模型作为算例进行了全局参数敏感性分析研究。分析结果表明:电加热功率、冷凝器换热管污垢因子、热阱温度、热阱压力这4个参数对系统行为的影响较为显著,需在系统优化设计、运行管理过程中进行适当改进、监测。     

中子增殖研究

导出了一个新的中子增殖公式,公式简明,计算量小.经与传统的增殖公式进行比较,后者由于未考虑缓发中子效应,只能用于定性分析.新导出的中子增殖公式较精确地描述了中子的增殖过程,可用于定量计算与分析.     

常微分方程数值计算导数权重法

提出一个新的单步法 ,它对导数取权重平均值代替算术平均值 .其计算结果与真实值吻合很好 ,计算量小