臧希年
- 作品数：24 被引量：106H指数：7
- 供职机构：清华大学工程物理系更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程动力工程及工程热物理自动化与计算机技术更多>>
- 非能动安注箱的设计与分析被引量：3
- 2005年
- 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,CATHENA程序计算结果与实验数据基本一致,可用于概念设计与事故分析。
- 郑华臧希年
- 核电厂小样本数据Bayes处理方法应用研究
- 核电厂的设备部件具有较高的可靠度和较长的设计寿命，目前国内电站运行积累的失效数据普遍不足，传统的统计学可靠度计算方法不再适用。为了评估电站设备部件的可靠性，本文采用小样本情况下的贝叶斯方法对其可靠性指标进行了计算。通过改...
- 刘方亮刘井泉臧希年
- 关键词：核能电站设备安全贝叶斯估计
- 文献传递
- 核电厂模拟器稳压器数学模型的研究被引量：7
- 1993年
- 对北京核电厂模拟培训中心的压水堆模拟器稳压器数学模型作了改进。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平衡态模型,考虑了稳压器内汽泡上升、液滴下降和喷淋凝结等传热传质过程,实现了联机实时运行。
- 臧希年郭跃武
- 关键词：模拟器稳压器数学模型核电站
- 采用漂移流模型的U形管蒸汽发生器动态仿真被引量：7
- 2000年
- 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电站蒸汽发生器静态工作特性符合得很好。在瞬态分析过程中 ,使用了自动变步长的非线性多步法 ,在保证计算精度的前提下 ,计算速度得以改善 ;其分析结果与经实验验证的FRAMATOME对大亚湾核电站蒸汽发生器分析结果符合得很好。
- 郭卫军臧希年
- 关键词：蒸汽发生器压水堆
- K-FIX 程序在喷放事故中的应用
- 1997年
- ＫＦＩＸ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ＫＦＩＸ（３Ｄ，ＦＬＸ）版本，增加了喷管计算程序，计算了带有喷放管的反应堆压力容器的喷放事故，结果与实验值符合很好。
- 臧希年赵海华
- 关键词：两相流动高温气冷堆
- 用AC-600非能动余热排出系统实验评估RELAP5程序被引量：7
- 2004年
- 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,计算结果与实验基本一致。由此可见,利用RELAP5程序分析此类问题是可行的。瞬态计算结果还为先进压水堆非能动余热排出系统的设计提供参考。
- 白楠臧希年
- 关键词：RELAP5程序余热排出自然循环瞬态分析反应堆设计
- 非能动余热排出系统瞬态分析被引量：4
- 2000年
- 针对现有的一些大型电站系统分析程序在处理非能动余热排出系统不方便的问题 ,开发了一种简便的分析工具— SGSPRHR程序 ,用来分析全厂断电事故发生后反应堆3个回路的瞬态行为。该程序对汽水回路使用一维漂移流模型 ,而对一回路和空气回路使用单相流体模型 ,采用非线性二阶算法求解刚性方程组。计算结果表明 :烟囱高度增加 ,空冷器面积增大 ,冷热芯高差增加均使系统的排热能力增强。计算结果与理论分析相一致。
- 臧希年黄冰郭卫军
- 关键词：核动力堆自然循环余热排出瞬态分析
- COBRA程序系列中的一个新版本——COBRAIIIC/MIT-2被引量：2
- 1990年
- 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实验室发展的COBRA程序系列是较好的一个。第一个版本COBRA-Ⅰ自1967年发表至今已二十多年,中间不断公布了改进的版本,如COBRA-Ⅱ,COBRA-Ⅲ等。1973年发表的COBRA-ⅢC采用了先进的横向动量方程,较逼真地描述了物理过程。
- 臧希年赵兆颐
- 关键词：子通道反应堆热工
- 主蒸汽管道破裂叠加蒸汽发生器传热管破裂事件树分析被引量：5
- 2000年
- 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生器传热管断裂导致堆芯裸露的频率为1
- 臧希年
- 关键词：事件树蒸汽发生器事故分析
- 压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的冷却研究被引量：16
- 2007年
- 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。
- 李琳臧希年
- 关键词：安全壳
