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机构

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作者

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  • 29 篇 张志俭
  • 29 篇 sun zhongning

语言

  • 736 篇 中文
检索条件"机构=哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术实验室"
736 条 记 录,以下是1-10 订阅
排序:
基于多智能体强化学习的反应堆功率协调控制方法研究
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核动力工程 2025年 第2期46卷 186-192页
作者: 牛振锋 李桐 李江宽 刘永超 吕为 谭思超 田瑞峰 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室 哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术工信部重点实验室 哈尔滨150001
为提高核电厂反应堆功率与蒸汽发生器水位的协调控制精度,本研究提出了一种基于双延迟深度确定性策略梯度(TD3)算法的多智能体强化学习协调控制框架,在该框架中,不同子任务被分配给相应的智能体,各智能体相互配合以准确协调反应堆功率... 详细信息
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基于1.5维谱WHNR优化CVMD的滚动轴承特征增强方法
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振动.测试与诊断 2025年 第1期45卷 80-87,201页
作者: 王晓昆 王航 邓强 刘诗文 彭敏俊 徐仁义 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术实验室 哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核动力装置性能与设备重点实验室 哈尔滨150001 中国核工业集团中国核动力研究设计院 成都610213
针对滚动轴承在强背景噪声下造成故障特征不易识别的问题,提出一种以1.5维谱加权谐噪比(weighted harmonic-to-noiseratio,简称WHNR)为评价指标的自适应级联变分模态分解(cascadedvariationalmode decomposition,简称CVMD)特征增强方法... 详细信息
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基于SSA-LSTM的海洋条件下稳压器液位回归预测研究
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核动力工程 2025年 第2期46卷 293-299页
作者: 李东阳 权紫轩 张彪 李江宽 谭思超 田瑞峰 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室 哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术工信部重点实验室 哈尔滨150001 武汉第二船舶设计研究所 武汉430062
为保证核动力装置在海洋环境下的安全运行,有必要建立一套计算模型获得稳压器内的实时液位。通过搭建实验系统采集相关数据,采用基于麻雀搜索算法(SSA)优化长短期记忆(LSTM)神经网络(SSA-LSTM),根据测得的压力、运动姿态等关键参数建立... 详细信息
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螺旋管内流动和传热特性实验研究及经验公式评价
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原子能科学技术 2025年 第1期59卷 100-109页
作者: 程林海 谷海峰 汤维 陈斌 石依妍 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点科学实验室 黑龙江哈尔滨150001 中广核研究院有限公司广东省核电安全重点实验室 广东深圳518026
螺旋管内流动和传热特性对螺旋管蒸汽发生器的设计具有重要意义。本文在较宽的压力范围:0.2~14.1 MPa,对内径为8.8 mm、螺旋直径为568 mm的立式螺旋管开展了流动和传热特性实验研究。获得了不同工况下单相段和两相段的摩擦系数以及单相... 详细信息
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华龙一号设备冷却水系统多目标优化设计
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原子能科学技术 2025年 第3期59卷 616-624页
作者: 赵伟光 于沛 曾晓波 范广铭 阎昌琪 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点科学实验室 黑龙江哈尔滨150001 中国核电工程有限公司 北京100840
为了改进华龙一号核岛冷链系统中的设备冷却水系统设计裕量大,解决该系统冷源利用率低和经济性较差的问题,根据系统热负荷传递逻辑和系统设计与运行特点,建立了设备冷却水系统性能指标评价数学模型,以重量、体积、系统投资费用与系统能... 详细信息
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华龙一号PCS传热管对安全壳内气溶胶去除影响
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中国粉体技术 2025年 第2期31卷 161-172页
作者: 孙晓晖 谷海峰 王辉 中国核电工程有限公司中核核电安全严重事故研究重点实验室 北京100084 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
【目的】研究非能动安全壳冷却系统(passive containment cooling system,PCS)在严重事故过程中强化安全壳内气溶胶的去除过程。【方法】采用离散分区法建立静态封闭系统的气溶胶演化计算模型,研究PCS传热管对安全壳内气溶胶去除的影响... 详细信息
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核工业人工智能科学计算新范式研究与展望
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核动力工程 2025年 第2期46卷 1-13,I0003页
作者: 刘东 田文喜 刘晓晶 郝琛 彭航 于洋 肖聪 中国核动力研究设计院先进核能技术全国重点实验室 成都610213 中国核动力研究设计院中核核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心 成都610213 中国核工业集团有限公司科技委员会 北京100045 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049 上海交通大学机械与动力工程学院 上海200240 哈尔滨工程大学核动力仿真研究中心 哈尔滨150001
科学计算在核工业整个技术体系中发挥着至关重要的作用,从核基础数据库的建立,到核能工程的设计、分析、验证、运行,乃至燃料后处理与反应堆退役,科学计算扮演着关键角色。传统上,工业领域的科学计算范式主要是基于实验测量数据建模的... 详细信息
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新一代人工智能技术及其反应堆工程应用专刊
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核动力工程 2025年 第2期46卷 I0002-I0003页
作者: 刘东 田文喜 刘晓晶 郝琛 中国核动力研究设计院 中核集团首席科学家中国核动力研究设计院 中核核能软件与数字化反应堆中心 中国核工业集团“数字信息技术” 西安交通大学 西安交通大学核科学与技术学院 国防科技创新团队 西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室 上海交通大学 上海交通大学智慧能源创新学院 中国核学会 青年工作委员会 核反应堆热工流体力学分会 上海市核学会 哈尔滨工程大学 哈尔滨工程大学校团委 哈尔滨工程大学科技部“核安全与仿真技术”国家级国际联合研究中心 黑龙江省核学会
在科技与工业发展的历史长河中,蒸汽机、电力、计算机等重大技术发明曾深刻改变人类的生产与生活方式。如今,人工智能已成为推动新一轮科技革命和产业变革的战略性关键力量,正全方位地渗透到社会经济和产业的各个领域,为人类技术与经济... 详细信息
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铅铋介质中螺旋盘管管束三维流场数值模拟方法研究
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核动力工程 2025年 第1期46卷 63-72页
作者: 殷一博 温济铭 田瑞峰 高璞珍 夏榜样 陈冲 张雪 谭思超 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 哈尔滨150001 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室 哈尔滨150001 中国核动力研究设计院先进核能技术全国重点实验室 成都610213
在换热器设计中,通过了解铅铋介质在管束中的旋流和涡流等三维流场特性,可以更好地预测和评估换热管设计,确保换热器的安全稳定运行。本研究基于数值模拟对温度为200℃、入口流速为0.5 m/s的铅铋介质在螺旋盘管中的漩涡脱落问题开展研究... 详细信息
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PSO-LSSVM的核电站破口故障程度评估方法
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哈尔滨工程大学学报 2021年 第12期42卷 1748-1753页
作者: 王志超 夏虹 彭彬森 朱少民 哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术重点实验室 黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
为了保证从核电站大量数据中有效地挖掘信息以及故障下运行状态的智能表征,本文提出一种基于粒子群优化和最小二乘支持向量机的系统级故障程度评估方法,用于完善故障诊断系统的功能。针对最小二乘支持向量机算法的超参数选取对于回归精... 详细信息
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