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[期刊论文] 作者：臧希年,
来源：原子能科学技术 年份：1990
<正> 一、概述用模拟器培训核电厂运行人员在许多有核电国家日趋普及。特别是三哩岛事故后,核电厂模拟器成为培训和考核操纵员的必要工具。我国的两座核电厂正在建设中。由国...
[期刊论文] 作者：臧希年,
来源：核动力工程 年份：2000
用事件树分析方法对压水堆核电厂主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂进行了事故序列分析，找出了引起堆芯裸露的支配性事故序列。结果表明，由主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发...
[期刊论文] 作者：白楠,臧希年,
来源：核科学与工程 年份：2004
利用RELAP5程序对先进堆二次侧非能动堆芯余热排出系统实验的瞬态过程进行数值模拟。在微循环启动,有注水的工况下,比较了RELAP5程序的计算结果和实验数据,计算结果与实验基...
[期刊论文] 作者：李琳,臧希年,,
来源：核安全 年份：2007
堆芯熔融物的冷却和捕集在严重事故后长期的进程对安全壳完整性有很重要的影响，本文综述了核电厂特别是先进核电厂在堆芯熔融物冷却和保持方面的设计，并进行简要分析比较。...
[期刊论文] 作者：郑华,臧希年,
来源：核科学与工程 年份：2005
介绍了非能动安注箱的设计与实验,并用CATHENA程序分析其特性:注入流量的峰值,高注入流量的持续时间,最低注入流量等.计算结果表明非能动安注箱设计满足主要的性能要求,CATHE...
[期刊论文] 作者：臧希年,阎术,
来源：核动力工程 年份：1999
对压水核堆电厂蒸汽发生器传热管断裂（ＳＧＴＲ）事故进行了概率安全分析，给出了功率运行状态下一根或两根ＳＧＴＲ事故导致堆芯裸露的频率为１．２６×１０＾－６／堆·年，并找出了支配性序列及其主要贡献。文...
[期刊论文] 作者：臧希年,黄冰,
来源：Tsinghua Science and Technology 年份：1999
ＩｎｔｒｏｄｕｃｔｉｏｎＴｈｅｒｅｓｅａｒｃｈｏｎｎａｔｕｒａｌｃｏｎｖｅｃｔｉｖｅｆｌｏｗｉｓｖｅｒｙｉｍｐｏｒｔａｎｔｎｏｔｏｎｌｙｉｎｔｈｅｏｒｙ，ｂｕｔａｌｓｏｉｎｐｒａｃｔｉｃｅ，ｓｕｃｈａｓ，ｉｎｔｈｅｄｅｓｉｇｎｏｆｂｏｉｌｅｒｓ，ｎｕ...
IntroductionTheresearchonaturalconctiveflowisveryimportantnotonlyintheory, butalsoinpractice, suchas, inthedesignofboilers, n...
[期刊论文] 作者：阎义洲,臧希年,
来源：电气：英文版 年份：2002
我国改进型压水堆核电站设计中采用了非能动余热排出系统,它由蒸汽发生器及空气冷却器构成的汽水回路和空气回路组成.本文在RELAP5程序中补充了空气壁面换热结构关系式,分析...
[期刊论文] 作者：臧希年,黄芳芝,
来源：核动力工程 年份：1997
介绍了在清华大学核电站模拟培训中心的全尺寸模拟器上对丧失主给水ＡＴＷＳ事故的实时模拟，模拟结果表明，主要电站参数变化趋势与国外ＡＴＷＳ事故分析结果符合较好，发生ＡＴＷＳ事故后只及时进入应急运...
[期刊论文] 作者：臧希年,赵海华,
来源：核动力工程 年份：1997
Ｋ－ＦＩＸ程序是美国洛斯－阿拉莫斯实验室研制的在ＣＤＣ机上运行的三维两流体瞬态计算程序。国内现有的微机化版本只能计算压力堆的壁面喷放事故，本文参考了该微机化版本及在ＣＤＣ机上运行的Ｋ－ＦＩＸ（３Ｄ，ＦＬＸ）版本，增...
[期刊论文] 作者：臧希年,赵兆颐,
来源：原子能科学技术 年份：1990
一、前言二十多年来,在反应堆设计和安全分析领域内,随着计算机的普及和实验研究工作的开展,各种计算机程序应运而生。分析堆芯行为的程序更是层出不穷。其中美国太平洋西北...
[期刊论文] 作者：阎义洲,臧希年,
来源：锅炉技术 年份：2001
利用Idaho National Engineering Laboratory(INEL)开发的RELAP5程序模拟压力容器事故卸压实验的热工水力过程.RELAP5程序的计算结果与实验数据相比,空泡份额变化与实验一致,...
[期刊论文] 作者：王煦嘉,臧希年,,
来源：清华大学学报(自然科学版) 年份：2007
为了更好地分析压水堆发生主蒸汽管道断裂(main steam line break,MSLB)叠加一根蒸汽发生器传热管破裂(steam generator tube repture,SGTR)叠加事故的热工水力过程,用Relap5...
[期刊论文] 作者：臧希年，赵海华,
来源：核科学与工程 年份：1997
用瞬态有限差分解法了氦冷高温气冷堆自然对流问题。分析中采用点松驰方法迭代求解非线性的有限差分方程组。给定边界的温度和计算的几何即可求得速度场和温度场。本文以国际...
[期刊论文] 作者：臧希年,郭跃武,
来源：原子能科学技术 年份：1993
对北京核电厂模拟培训中心的压水堆模拟器稳压数学模型作了改进。原稳压器数学模型采用修正的平衡态模型，对于快速瞬变过程，不能满足模拟的逼真度要求。改进后的模型采用三区非...
[期刊论文] 作者：朱瑞安,臧希年,
来源：核动力工程 年份：1993
在研究稳压器汽腔小破口失水事故过程物理现象的基础上,对北京核电厂模拟培训中心模拟器中的反应堆冷却剂系统数学模型进行了改进,将两相流模拟分支加入到该系统模拟程序中去...
[期刊论文] 作者：郭卫军,臧希年,
来源：核科学与工程 年份：2000
使用漂移流模型建立U形管蒸汽发生器瞬态分析模型。在瞬态方程的基础上 ,得到稳态工况的计算方程 ,提出了一个计算速度快 ,精度高的稳态方程求解方法 ;其分析结果与大亚湾核...
[期刊论文] 作者：高海靖,臧希年,
来源：核科学与工程 年份：2003
用RELAP5/MOD3.2程序模拟了在RD-14实验装置上进行的两个CANDU反应堆临界破口实验.对破口出现以后,冷却剂系统压力、堆芯压降和元件包壳温度的变化趋势进行了研究,计算结果和...
[期刊论文] 作者：阎义洲,臧希年,
来源：中国电力 年份：2001
我国先进压水堆核电站设计中采用了非能动余热排出系统,它由蒸汽发生器及空气冷却器构成的汽水回路和空气回路组成.本文在RELAP5程序中补充了空气壁面换热结构关系式,分析先...
[期刊论文] 作者：阎义洲,臧希年,
来源：Electricity 年份：2002
In the advanced pressurized water reactor nuclear power plant design, the passive residual heat removalsystem is adopted. This system is composed of the seconda...
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