【摘 要】
:
为了协助船员快速确定合理的避碰策略,本文通过将船舶操纵运动数学模型、控制算法以及避碰要素动态数学模型相结合,提出一种充分考虑船舶运动特性的近距离会遇时船舶避碰动态辅助模型。选取具有较高精度的3自由度分离型船舶运动模型(MMG模型)描述避碰过程中船舶操纵运动特性。将MMG模型等价变换得到非仿射纯反馈形式的船舶操纵运动控制系统,利用后推控制设计方法,并结合隐函数定理、中值定理、神经网络、动态面控制技术,设计了一种结构简单、效果良好的直接自适应控制算法。同时基于MMG模型特点,构建了准确适用的船舶避碰要素动态计
【基金项目】
:
国家自然科学基金项目(51909022,61976033),辽宁省自然科学基金博士科研启动基金计划(2019-BS-024),中央高校基本科研业务费专项资金项目(3132019347).
论文部分内容阅读
为了协助船员快速确定合理的避碰策略,本文通过将船舶操纵运动数学模型、控制算法以及避碰要素动态数学模型相结合,提出一种充分考虑船舶运动特性的近距离会遇时船舶避碰动态辅助模型。选取具有较高精度的3自由度分离型船舶运动模型(MMG模型)描述避碰过程中船舶操纵运动特性。将MMG模型等价变换得到非仿射纯反馈形式的船舶操纵运动控制系统,利用后推控制设计方法,并结合隐函数定理、中值定理、神经网络、动态面控制技术,设计了一种结构简单、效果良好的直接自适应控制算法。同时基于MMG模型特点,构建了准确适用的船舶避碰要素动态计
其他文献
针对海洋核动力平台乏燃料组件海上长期贮存所面临的安全保证问题,通过改进燃料组件与贮存小室之间固定形式、优化贮存小室与贮存格架本体之间连接形式以及增加贮存格架与乏燃料水池池壁之间的缓冲结构,设计了一种满足设计基准以及适应海洋环境的乏燃料贮存格架,并采用蒙特卡罗程序MCNP-5、计算流体力学软件Fluent 14.0、有限元分析软件ANSYS 17.0对该贮存格架进行临界、热工、结构仿真计算.结果表明,该贮存格架设计合理、安全性高,可为海上浮动式核电站乏燃料贮存提供解决方案.
双层安全壳核电机组的环廊密封性是核安全的重要保证,需要准确测量以验证其与设计的符合性.本文以压差和流量之间的二次函数理论为基础推导了环廊负压和时间的函数关系,并利用此函数计算了环廊密封性试验期间内外压力平衡过程中各时间点的泄漏率,同时对环廊负压参考端的压力特性进行了分析,提出了带环廊负压修正的拟合方案.某核电厂实测数据验证结果表明,使用带环廊负压修正的二次函数拟合方案进行环廊泄漏率分析时精度较高.
为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验和理论研究提供参考和借鉴.
泄漏监测系统用于监测反应堆冷却剂系统压力边界(RCPB)完整性,也是破前漏(LBB)技术应用的先决条件.泄漏综合诊断是泄漏监测系统的核心功能.本文从系统可用性、数据可靠性、单仪表泄漏报警、泄漏综合诊断、报警响应策略、泄漏率定期试验自动计算6个方面构建泄漏综合诊断技术方案.泄漏监测系统的灵敏度和准确性是泄漏综合诊断技术的重要性能指标,也是监测RCPB完整性和LBB技术应用的关键要求.先确定触发单仪表报警的保守阈值范围,以保证检测的灵敏度,再经泄漏综合诊断技术方案复核并调整有效单仪表报警阈值,以保证报警的准确
反应堆一回路系统复杂,运行参数耦合多变,安全问题突出.为了保障运行安全、快速定位故障源,提出基于主元分析(PCA)与符号有向图(SDG)的一回路系统故障诊断模型.以一回路系统为诊断研究对象建立PCA-SDG模型,通过PCA分析监测参数的残差,判断故障的发生;然后采用SDG模型进行反向推理,找到潜在故障类型.通过模拟机仿真试验验证,该方法能够有效诊断故障,并提供报警传递路径.该方法可用于运行人员辅助决策,对运行装置的状态监测、报警分析和故障诊断具有重要意义.
CPR1000机组各运行模式下100D型主泵的振动现象表明,当处于蒸汽发生器冷却正常停堆或余热排出冷却正常停堆工况时,主泵电动机的瓦振幅值往往存在大范围冲击波动甚至触发振动高报警的现象.根据机械振动原理综合分析电动机瓦振、主泵轴位移信号的频域和时域特征,诊断振幅波动受某7~9 Hz的低频随机振动影响;通过分析堆内构件振动噪声监测系统采集的信号判断该低频振动对应一回路主冷却剂流动过程中诱发的堆芯吊篮梁式振动.根据流体诱发振动理论分析了影响主泵电动机振动波动的主要因素,并通过主泵历史运行记录进行了验证.系统性
采用KASKAD程序包对田湾核电站1~4号机组进行堆芯燃料管理优化研究,优化的燃料管理方案通过提高新组件的平均富集度减少了换料组件的类型和数量,并提高了平衡循环的循环长度.从燃料管理计算结果可以看出,堆芯各项安全参数均满足限值要求,同时具有很好的运行灵活性,提高了燃料利用率,提升了核电厂的经济效益,具有非常好的工程应用价值.
针对现有频率不变响应波束形成方法较少考虑平台散射影响的问题,本文研究了分层圆柱障板表面圆环阵频率不变响应波束形成方法,建立了多层介质圆柱散射声场模型,仿真获得了频率不变响应波束形成方法在不同频率、障板材料和界面厚度下的性能变化规律,给出了理论分析。仿真结果表明:圆柱障板的存在、圆柱障板材质和厚度的合理选取均有利于频率不变响应波束形成方法在适用频率范围内的整体稳健性。
提出泄漏源首次碰撞补偿技术,以解决二维/一维中子输运计算收敛不稳定问题.将源项通过首次碰撞方法等效为各个区域的散射源,相当于将局部的孤立源分布到整体的广泛空间中,从而减轻泄漏源加重的射线效应影响,并应用单能修正简化计算方法,提高了二维/一维中子输运计算的收敛性、稳定性和精度.
为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性.研究结果表明,热管段冷却剂出现明显的温度分层现象,但温度计测量的平均值相对其所在管道截面平均温度的偏差较小.因此,三代核电先进堆型热管段温度计设置合理,可有效测量冷却剂温度.