陈力生
- 作品数：51 被引量：94H指数：6
- 供职机构：海军工程大学更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术交通运输工程文化科学军事更多>>
- 基于向量通用发生函数理论的考虑多性能参数的热力系统可用度分析被引量：1
- 2013年
- 研究了将向量通用发生函数理论用于对考虑多性能参数的复杂热力系统进行可用度分析。定义了设备性能的向量通用发生函数,建立了热力系统可用度分析的向量发生函数算法模型,给出了多状态设备状态概率的计算方法。通过对系统内部多因素退化规律的随机模拟,对复合因素影响下的多性能参数热力系统可用度进行了分析计算。实例研究表明,传统的基于二态理论的系统可用度评估结果偏保守,而基于多状态系统理论考虑参数失效的系统可用度评估结果更能反映系统的实际使用特性。
- 蔡琦尚彦龙陈力生赵宇光
- 关键词：可用度热力系统
- 蒸汽浸没射流压力振荡特性实验研究被引量：1
- 2021年
- 为指导Ⅰ型鼓泡器排放管的结构设计,对常压工况下不同蒸汽质量流速(150~500 kg/(m^(2)·s))、池水过冷度(18~68℃)、开孔直径(10、16 mm)和孔数(单孔、双孔)蒸汽浸没射流的压力振荡特性开展实验研究。结果表明:不同开孔结构下的振荡强度均随蒸汽质量流速的升高或池水过冷度的降低而先增大后减小;当孔径增大或孔数增多时,达到稳定冷凝所需的最小蒸汽质量流速降低,流型转变导致振荡强度减小。不同开孔结构下的振荡主频均主要受池水过冷度和开孔直径的影响,且随过冷度的降低或孔径的增大而减小。孔数变化对主频的影响是多重的,但总体效果弱于孔径变化。通过对主频实验值进行拟合,获得了由池水过冷度和排放孔径表征的半经验关系式,相对误差在±20%以内。
- 王珏陈力生胡晨刘建阁肖瑶
- 蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故放射性分析被引量：3
- 2015年
- 以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,研究了某型船用堆发生蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故,针对传热管破损所导致的放射性物质向其他舱室的泄漏,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及其在舱室内的分布。计算结果表明:二回路蒸汽管道会发生超压失效,氢燃导致堆舱邻舱的超压失效。至计算结束,约占累积总量99.61%的Xe和49.96%的CsI从堆芯释放出来。舱室Ⅰ和Ⅱ内Xe的分布份额分别为38%和18%,CsI的分布份额分别为22.2%和2.7%,CsI主要存在于舱底水池中,且泄漏至舱室Ⅱ的份额微少。本文分析结果可为进一步的源项剂量分析及船内外应急提供依据。
- 王伟陈力生张帆刘海鹏
- 关键词：蒸汽发生器传热管
- 小型堆应急计划区划分研究被引量：4
- 2014年
- 利用一体化严重事故分析程序(MELCOR)对小型堆断电事故进行仿真分析,并将结果作为大气扩散计算软件MACCS的输入,计算分析某滨海地区放射性后果。结合建立的小型堆应急计划区划分准则,通过计算确定适用于小型堆的应急计划区大小。
- 王伟陈力生张帆赵新文
- 基于Bayes网络的反应堆冷却剂泵智能故障诊断研究
- 2007年
- 反应堆冷却剂泵结构复杂、运行环境恶劣,故障率较高,故障原因与故障现象之间存在着较大的不确定性,采用Bayes网络进行不确定性推理,进而建立自学习诊断系统,实现智能诊断,可以有效提高诊断效率.
- 任鹏寅陈力生盖秀清
- 关键词：BAYES网络智能故障诊断自学习系统
- 全船断电叠加波动管失效事故分析
- 2014年
- 利用MELCOR程序建立了船用堆计算模型,通过模拟船用堆全船断电事故进程,分析了全船断电事故的热工水力及堆芯失效过程。建立了稳压器波动管蠕变失效模型,实现了MELCOR程序对稳压器波动管蠕变失效问题的计算分析。对波动管破口尺寸进行了敏感性分析,结果表明:破口尺寸越大,事故进程越快。全船断电事故舱底的熔穿及稳压器波动管的失效,给船用堆的抗沉性及船内人员健康带来潜在的危害。
- 王伟陈力生张帆刘海鹏晏峰
- 小型堆非能动安全系统初步设计被引量：2
- 2020年
- 非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆的安全性,针对6个非能动安全系统提出初步设计方案。本文使用RELAP5和MELCOR程序建立分析模型,包括主系统、部分二回路系统和安全壳系统,以模拟大破口失水事故工况及全厂断电工况下的堆芯及安全壳响应。结果表明,当前非能动安全系统的协同运行能够有效预防和缓解事故。在大破口失水事故工况下,燃料包壳峰值温度、安全壳压力和温度不会超限,且有较高的安全裕量;全厂断电工况下,压力容器不会被熔穿、安全壳不会发生早期或晚期超压失效,且安全壳内不存在氢气燃爆转变和爆炸的风险。本文提出的设计方案具有一定的工程参考价值。
- 王珏陈力生蔡琦张晓辉
- 关键词：非能动安全系统大破口失水事故全厂断电
- 船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析被引量：6
- 2012年
- 建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。
- 王伟陈力生张帆
- 关键词：小破口失水事故热工水力设计基准事故
- 中青年学科带头人培养的实践
- 2001年
- 结合海军工程大学师资队伍建设实际，对中青年学科带头人培养提出了分析和思考。
- 陈力生刘孟斌
- 关键词：中青年学科带头人师资队伍建设学术研究
- 基于GO-FLOW方法反应堆净化系统动态可靠性分析被引量：2
- 2011年
- 传统上的系统风险分析实质上是一种静态分析方法(如事件树/故障树方法),在描述影响系统状态变化的诸多因素方面存在诸多困难,如时间、过程变量、硬件状态、历史场景和人因等。研究将GO-FLOW用于动态特性显著的反应堆净化系统可靠性分析,改进备用单元的GO-FLOW动态模型,构建的系统GO-FLOW模型图有效模拟了初因事件下系统结构和配置的改变以及操作员的状态和行为。实例分析表明,在初因扰动下反应堆净化系统的失效概率变化显著,操作员的干预有效降低了因硬件失效所导致的系统风险;GO-FLOW是分析包含人因的动态系统的有效而实用的方法。
- 尚彦龙陈力生蔡琦赵新文
- 关键词：可靠性分析人因
