摘要：滑模观测器具有响应速度快、鲁棒性强等优点,已广泛应用于表贴式永磁同步电机无位置传感器的中、高速控制系统。然而,具有固定参数的滑模观测器很难在宽速度范围内保持一致的估算精度,而采用基于速度观测器带宽限制的方法进行噪声和扰动抑制会降低电机的动态性能。针对上述问题,该文首先分析滑模观测器估算表贴式永磁同步电机转子位置的误差产生机理,提出一种新型位置误差观测器,主要思想是基于磁链观测进行位置误差连续估算,并采用最速梯度下降法对积分过程进行反馈校正;然后,通过变增益循环迭代优化提高位置误差观测器的速度与准确性;最后搭建表贴式永磁同步电机加载测试平台进行实验,结果验证了所提方法具有位置观测精度高、鲁棒性强的特点。

摘要：基于第四代核能系统的发展和需求,铅冷快中子反应堆(Lead-cooled fast reactor,LFR)是下一步优先发展的6种主要堆型之一.铅冷快堆以液态纯铅(Lead)或铅铋共晶合金(Lead-bismuth eutectic,LBE)作为冷却剂,然而在高温、高流速条件下,LBE与结构材料的冲刷腐蚀磨损严重限制了其工程应用.本文以P91钢为研究对象,在相对流速为5 m·s^(−1),温度分别为350℃和450℃,不进行控氧处理的LBE中进行了3000 h的动态测试.研究发现,350℃时P91钢表面生成的氧化层为多层结构:从外到内分别为疏松的Fe_(3)O_(4)层、Fe–Cr尖晶石层、内氧化区(Internal oxidation zone,IOZ),合金表面氧化层经历了“生成—剥落—再生成”的动态平衡过程.当介质温度为450℃时,试样表面氧化腐蚀现象更加严重,但是不同冲击迎角区域的试样表面腐蚀特征有较大差异.试样表面损伤的严重程度排序为:30°>90°>−90°.30°迎角区域氧化层完全剥落,且LBE渗透入基体;90°迎角区域部分氧化层剥落,内部基体未受到LBE侵蚀;−90°迎角区域氧化层结构保持完整.本文分析了P91钢在高流速(5 m·s^(−1))LBE中的冲蚀行为,阐明了合金氧化层的生成和剥落机制,可以为我国第四代核反应堆LFR结构或包壳材料研发及其在LBE中腐蚀机制研究提供一定实验数据与参考.

摘要：氦氙混合物为工质的布雷顿循环具有循环效率高、系统结构紧凑、化学稳定性好等优势,适合作为空间核反应堆的能量转换系统。在深入调研空间堆氦氙布雷顿循环发展历史和国内外研究进展的基础上,对其关键技术问题和重点研究方向的相关研究进展进行了综述,发现主要研究方向包括氦氙混合物工质特性、氦氙布雷顿循环关键部件、循环性能提升、循环动态特性及控制策略等方面;而有待继续深入研究的关键技术问题包括不同比例氦氙工质的高精度物性及流动传热模型、高性能叶轮及高效紧凑式换热器设计及试验、不同功率等级下系统全工况优化、耦合反应堆的系统全局动态特性及控制策略等。分析结果可为推动空间堆氦氙布雷顿循环技术发展提供参考。

摘要：针对汽水分离再热系统等复杂工业系统,为解决传统故障诊断模型准确率受限于故障样本稀缺和故障数据时间维度与变量维度耦合的问题,提出一种基于深度学习的故障诊断方法。首先,构建汽水分离再热数字孪生系统,用以建立故障诊断数据仓库,解决数据样本层面稀缺性的问题。其次,进一步构建基于深度残差网络的故障诊断模型,用以诊断汽水分离再热系统典型故障,包括流量不均、破口、传热恶化和阀门特性变化,从而解决数据变量层面时变、多维度的问题。结果表明:数字孪生系统能够实现汽水分离再热系统稳态、动态和故障工况的精确仿真,满足后续深度学习模型的数据需求;基于深度残差网络的故障诊断模型能够实现时变、多维工业数据的故障诊断;采用T分布随机邻域嵌入(TSNE)方法对模型可视化,可对不同故障类型的数据进行明显区分。

摘要：在高温气冷堆(high-temperature gas-cooled reactor, HTGR)堆芯球床中,燃料球间的辐射换热是重要的传热模式,与堆芯固有安全特性密切相关。该文利用机器学习方法提出了球床颗粒间辐射角系数智能预测方案,其中基础计算模型基于角系数显式解析表达式,合理描述了球床热辐射特性随球心距变化规律和周围颗粒球平均阻挡作用,用于快速计算球床堆中辐射角系数的核心主导部分。利用高温气冷堆示范项目(HTR-PM)球床堆积结构和光线追踪方法,建立了高温堆球床高精度角系数大数据集,共包含1.66×10^(7)条角系数工况,覆盖了球床各种局部结构。利用大数据训练后的梯度提升决策树模型有效提升了角系数预测精度,综合基础计算模型后角系数回归系数超过0.999。该文成果为高温气冷堆球流传热研究、堆芯优化和热工流体分析提供了高效的辐射传热计算方法。

摘要：基于RELAP5/MOD3.4分析软件建立了1 000 MW核电机组一回路模型,在发生多根蒸汽发生器传热管道双端断裂事故(SGTR)瞬态下对发生事故后30 min内无人为操作的5种不同断裂工况进行了主要参数对比分析,并且对蒸汽发生器(SG)发生满溢时间进行了敏感性分析。研究表明:传热管断裂根数不同,各参数变化趋势相似;断裂根数越多,破口初始流量越大,触发系统动作越早;破口面积、主泵运作、主给水关闭时间、辅助给水投入时间和投入量都会影响SG满溢时间。对CPR1000机组发生多根SGTR事故对比分析和事故后各设备动作对SG满溢时间影响的研究有实际设计和运行参考价值。

摘要：热管冷却反应堆作为能量密度高、适应能力强的核电源系统,能在空间、深海探索等任务中发挥重要作用,因而越来越受到各国重视。由于热管堆堆芯具有较强的固态属性以及高温特性,热膨胀和热应力效应十分显著,需要考虑核热力的耦合作用。为了研究一种典型热管冷却反应堆——静默式海洋热管冷却反应堆(Nuclear Silence ThermoElectric Reactor,NUSTER)堆芯的热工力学性能,以及评估该反应堆在典型工况和瞬态事故下的安全性能,基于有限元软件ANSYS的FLUENT和MECHANICAL模块对堆芯分别进行稳态与反应性引入事故工况下的核热力耦合计算,获得温度与应力场分布。通过将堆芯各组件的温度峰值、应力峰值与对应的材料熔点、材料屈服强度进行比较,对堆芯设计进行安全性评估。结果表明:稳态和事故工况下的NUSTER堆芯均能在安全限制范围内正常运行,事故下各组件温度有200 K以上的安全裕度,各组件应力有150 MPa以上的安全裕度,堆芯设计安全得到验证。

摘要：通过碱金属高温热管冷却的核动力电源具有能量密度大、续航能力强、受环境干扰小、固有安全性高等优点,已成为深空深海探索能源动力供给的重点研究方向之一。碱金属高温热管的运行特性对核动力电源的热电转换、废热排放、余热导出等至关重要。从瞬态和稳态两方面对碱金属高温热管的传热特性进行研究分析,总结近些年的研究成果,并对未来的研究方向进行展望。

摘要：由于受到严苛的服役环境和中子辐照的影响,核动力装置用奥氏体不锈钢作为结构材料应用时对力学性能要求较高,因此对于奥氏体不锈钢力学性能的预测很值得关注和研究。将机器学习算法应用于材料信息学并对机器学习的方法和原理作了简要说明,重点介绍了基于奥氏体不锈钢力学性能数据库,以奥氏体不锈钢力学性能预测为应用实例建立了机器学习模型和系统平台,最后通过预测值与真实值的对比验证对模型进行了评估。研究结果表明,构建的相关模型可以对奥氏体不锈钢的抗拉强度和屈服强度进行有效预测,R^(2)均在0.90以上。对现阶段机器学习在性能预测和材料研发领域急需解决的问题进行了探讨,并对其未来的发展方向进行了展望。

摘要：换热器是一种把热量从一种介质传递到另一种介质的装置。由于换热表面污垢的存在,换热器的性能随着时间的推移而恶化。为了保持换热器的高效率,有必要定期对换热器的性能进行评估,在线监测的工艺参数能够帮助对换热器换热性能进行预测。本文利用温度和流量等参数计算表征换热器性能相关的指标,并基于共享权重长短时记忆网络(SWLSTM)建立预测模型,利用历史运行数据对其进行训练。通过与验证数据比较,验证了所建立模型预测的高精度和快速性;同时与传统神经网络模型进行比较,可见本模型在预测精度的优越性。通过换热性能参数的预测,能够合理规划停机清洗时间,降低成本。