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核反应堆冷却剂系统智能事故诊断模型研究

闫家胜 隋阳 戴滔 刘家义 金艺 贾晓龙

闫家胜, 隋阳, 戴滔, 刘家义, 金艺, 贾晓龙. 核反应堆冷却剂系统智能事故诊断模型研究[J]. 核动力工程. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060034
引用本文: 闫家胜, 隋阳, 戴滔, 刘家义, 金艺, 贾晓龙. 核反应堆冷却剂系统智能事故诊断模型研究[J]. 核动力工程. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060034
Research on Intelligent Accident Diagnosis Model of Nuclear Reactor Coolant System[J]. Nuclear Power Engineering. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060034
Citation: Research on Intelligent Accident Diagnosis Model of Nuclear Reactor Coolant System[J]. Nuclear Power Engineering. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060034

核反应堆冷却剂系统智能事故诊断模型研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060034
基金项目: 湖南省杰出青年科学基金项目;国家自然科学基金

Research on Intelligent Accident Diagnosis Model of Nuclear Reactor Coolant System

  • 摘要: 核反应堆冷却剂系统(NRCS)是核电厂最关键的系统之一,对其实施有效的事故诊断意义重大。尽管人工智能技术在核电厂的事故诊断领域中已被广泛应用,但传统模型存在诊断准确性不足、泛化性较弱等缺陷,难以满足NRCS对于事故诊断的高要求。针对这一问题,本研究建立了一种NRCS智能事故诊断新模型。首先,为提高模型事故诊断的准确性,应用了卷积神经网络(CNN)和门控循环单元(GRU),结合了CNN强大的特征提取能力和GRU高效的时序数据分类能力,建立了NRCS事故诊断模型(CNN-GRU);其次,为提高模型的泛化性,应用了灰狼优化算法(GWO),在CNN-GRU模型中自适应优化超参数,建立了NRCS智能事故诊断模型(GWO-CNN-GRU);最后,为验证所提出模型的性能,本研究以PCTRAN中的NRCS为研究对象,模拟测试了1 种正常工况和4 种典型事故工况的诊断过程。结果显示,在CPR1000堆型的NRCS测试集上,所提出模型的事故诊断平均准确率为99.6%,相较于GRU和CNN-GRU模型分别提高了2.1%和1.5%;同时,在AP1000堆型的NRCS测试集上,所提出模型的事故诊断平均准确率为99.5%,相较于其他两种模型分别提高了1.7%和1.3%。因此,本文提出的模型在准确性和泛化性方面均表现出优异性能,为NRCS智能事故诊断提供了重要参考。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2024-06-17
  • 修回日期:  2024-09-29
  • 网络出版日期:  2025-01-15

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