贝叶斯证据框架下LS-SVM的无轴承永磁同步电机磁链非线性建模

来源 :第二十二届中国过程控制会议 | 被引量 : 0次 | 上传用户:gaods
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
针对常规解析法建立无轴承永磁同步电机磁链模型的局限性,提出了一种贝叶斯证据 框架下最小二乘支持向量机的无轴承永磁同步电机磁链建模方法。通过贝叶斯证据框架推断准 则1确定模型的权向量w,通过贝叶斯证据框架推断准则2确定模型的正则化参数σ,通过贝 叶斯证据框架推断准则3确定模型的核参数(6),进而建立了基于贝叶斯证据框架下最小二乘支 持向量机的无轴承永磁同步电机磁链模型。仿真结果表明,贝叶斯证据框架下最小二乘支持向 量机的磁链模型具有拟合精度高、泛化能力强、结构灵活、计算速度快等特点,为无轴承永磁 同步电机其它性能指标的分析奠定了良好的基础。
其他文献
本文简要介绍中电投平项山鲁阳电厂2×1000MW机组主厂房布置的特点,我院按照“经济适用、系统简单、备用合理、安全可靠、高效环保、以人为本”的指导思想和原则,并借鉴2000年示范电厂的设计思路,对工艺流程和主厂房布置进行创新和优化。
本文提出基于激励式仿真机的超超临界机组控制系统调试技术,借助DCS的虚拟DPU,使仿真系统具有与现场完全一致的操作界面与控制逻辑,不仅能够用于运行人员常规培训,还可做为科研和工程技术人员的控制系统试验研究平台,使全部控制逻辑和控制参数在投入实际使用前,在仿真机上得到完整、科学的技术测试和验证,从而大大减少现场试验工作量,减少了现场试验对机组寿命的影响,降低了现场试验的风险和成本,是一项值得大力推广
目前,T23管材在超超临界等级塔式锅炉水冷壁上已经大量应用,本文结合T23管材在上海漕泾电厂的实际应用,做一个初步探讨。
华能玉环电厂为我国首座超超临界火力发电厂,共装机4台1000MW超超临界燃煤发电机组,主蒸汽管道选用P92钢。#1、#2机组于2006年底投产发电,截止目前已安全稳定运行三万多小时。结合P92钢安装阶段暴露的问题,电厂2010年利用机组检修对主蒸汽管道P92钢母材、弯管、焊缝运行后的金相、硬度及蠕变等进行检测评估、性能分析,结果表明玉环电厂P92钢运行状况良好,各项性能指标符合设计要求。
通过超超临界机组过热、再热系统普遍采用的新型奥氏体不锈钢材料Sup304H和HR3C,主蒸汽管道P92,在实际服役条件下使用2.5万小时后,运行管与原始管对比进行:拉伸试验、冲击试验、压扁、硬度试验、微观组织、氧化物、析出相、碳化物等试验分析,并与服役0.5万小时数据及国外已有文献资料对比,了解、掌握SUP304H、HR3C、P92材料运行后的组织和性能变化规律,为超超临界机组的运行、检修、监督提
本文通过金相、扫描电镜、透射电镜以及XRD等手段对不同成型状态下TP310HCbN奥氏体耐热钢的组织与第二相进行了分析。研究发现:在不同的成型状态下,组织都为等轴奥氏体晶粒,第二相在晶内和晶界上的分布随成型状态的不同,而有所不同;第二相主要为MX相和Z相两种类型,其中Z相呈多边形状,颗粒细小,粒径0.1~0.2μm,在不同的状态下,MX相和Z相的比例不同。
核动力装置是一个多输入多输出的复杂系统,其运行工况十分复杂。早期及目前的大 多数核动力装置控制系统都是采用模拟控制仪表实现,其由一系列相对独立的局部控制回路 (硬件电路且无智能处理器)组成, 结构比较简单, 功能比较单一,适应机组不同运行方式 和工况的能力较差,导致操纵员工作负荷很大。为了改善并提高这一状况,本文采用数字化 仪控技术对核动力装置的仪控系统进行设计,并探讨了在核动力装置中采用数字化仪
针对非能动系统多维不确定性和小物理过程失效概率问题,提出基于重要抽样子集模拟可靠 性分析方法。该方法通过引入适当的中间失效事件,将失效概率表达为一系列较大的中间失效事件 条件概率乘积形式,并利用重要抽样密度函数抽取样本点来计算条件失效概率。以AP1000 非能动 余热排出系统为研究对象,考虑热工水力学模型和输入参数的不确定性,对其进行物理过程失效概 率评估。结果表明:与其它概率评估方法相比,子集模
反应堆保护系统的可靠性研究是核电站仪控领域的热门课题。本文以高温气冷堆示范工 程(HTR-PM)的反应堆保护系统为研究对象,讨论保护系统可靠性研究的失效模式与影响分 析(FMEA)方法。首先介绍HTR-PM 保护系统的功能和结构,以及FMEA 分析的目的、方法 和步骤,之后对HTR-PM 的保护系统进行初步的FMEA 分析。本文的工作为进一步开展HTR-PM 保护系统的可靠性研究提供了基础
本文将在参考相关文献资料的基础上,通过对窄量程热电阻温度探头表老化数据采集并分 析,识别出加速老化因素,在此基础上进行了老化机理分析。通过建立寿命评估模型,计算出了 加速老化因子;并根据电站的实际情况提出了具体的管理对策建议,对后续我国开展安全壳内核 级仪表的老化评估和管理提供重要借鉴和参考。