青木 成文 | 東京工業大学原子炉工学研究所
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概要
関連著者
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青木 成文
東京工業大学原子炉工学研究所
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青木 成文
東京工業大学
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井上 晃
東京工業大学原子炉工学研究所
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井上 晃
東京工業大学
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川下 研介
東京工業大学
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小澤 由行
東京工業大学原子炉工学研究所
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小沢 由行
東京工大原子炉工研
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高橋 忠男
東京工業大学原子炉工学研究所
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高橋 忠男
動力炉・核燃料開発事業団
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有冨 正憲
東京工業大学 原子炉工学研究所
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高橋 実
東京工業大学
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高橋 実
東京工業大学原子炉工学研究所
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奥山 邦人
東京工業大学大学院
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望月 弘保
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター
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Aritomi Masanori
Laboratories For Nuclear Reactors Tokyo Institute Of Technology
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奥山 邦人
横国大・工院
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高橋 実
東京工大
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有冨 正憲
東京工業大学
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鳥飼 欣一
日本原子力研究所
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三木 良平
動力炉・核燃料開発事業団
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市野 市郎
東京芝浦電気会社
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岩崎 英明
東京工業大学大学院
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遠藤 秀男
東京工業大学大学院
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青木 成文
三菱原子力工業会社
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古賀 智成
岩手県県庁
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八重樫 広
岩手県県庁
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一色 尚次
日本大学工学部
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秋山 守
東京大学工学部
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岡本 芳三
日本原子力研究所
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三本 保秀
動力炉・核燃料開発事業団
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澤井 定
動力炉・核燃料開発事業団
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橘 藤雄
東京大学生産技術研究所
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橘 藤雄
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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鳥飼 欣一
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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青木 成文
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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秋山 守
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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明比 道夫
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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市野 市郎
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
-
一色 尚次
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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鵜戸口 英善
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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内田 秀雄
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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岡本 芳三
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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金井 務
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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小堀 哲雄
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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沢井 定
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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鳥宗 弘治
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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中井 靖
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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中川 弘
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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能沢 正雄
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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羽田 幹夫
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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藤江 秀夫
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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藤田 元嗣
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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三木 良平
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会
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井上 昇
東京工業大学
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青木 一郎
新日本製鐵(株)技術協力部技術・プロジェクト管理グループ:新日本製鐵(株)君津製鉄所薄板部冷延技術グループ
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金井 務
(株)日立製作所
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中川 弘
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会:東京電力会社
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橘 藤雄
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会:東京大学
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羽田 幹夫
東京芝浦電気会社原子力本部
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伏谷 潔
東京電力会社原子力開発本部
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能澤 正雄
原子力デ・セ
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能沢 正雄
日本原子力研究所
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藤田 元嗣
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会:富士電機製造会社
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藤田 元彌
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会:富士電機製造会社
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藤江 秀夫
新型原子動力炉の設計資料調査研究分科会:日立製作所
著作論文
- 狭い流路内における非定常沸騰熱伝達に関する研究 : 第3報,発泡・凝縮消滅に伴う流路内の脈動現象の解析
- 狭い流路内における非定常沸騰熱伝達に関する研究 : 第2報, 非定常沸騰ニ相流のパターンと除熱量との関係
- 狭い流路内における非定常沸騰熱伝達に関する研究 : 第1報, ステップ加熱時の沸騰熱伝達特性
- 非定常熱入力時の沸騰とバーンアウト : 第1報, 実験
- 原子力の安全性(エネルギー問題. II)
- 液液接触層状流の熱伝達に関する研究 : 第2報,助走区間
- 液々接触層状流の熱伝達に関する研究
- 水蒸気-空気混合気体の氷面への凝縮熱伝導
- 水蒸気-空気混合気体の氷面への凝縮熱伝達
- 動力炉の安全性と熱工学的問題(熱工学)
- アイスコンデンサ内の凝縮熱伝達に関する研究
- 垂直管内気ほう流の気体体積率および気・液流速の分布
- 液体金属熱伝達に関する最近の研究成果(伝熱小特集号)
- 噴霧流の流動と熱伝達に関する研究 : 第1報, 内管発熱環状流路内液相分散流
- 管内二相流の圧力損失に関する基礎的研究 : 第4報, 環状流領域の摩擦損失比の関係因子
- 管内二相流の圧力損失に関する基礎的研究 : 第3報, 気ほう流領域の摩擦損失比の関係因子
- 管内二相流圧力損失に関する基礎的研究 : 第4報, 環状流領域の摩擦損失比の関係因子
- 11・2 原子動力・原子炉(11.動力,年鑑)
- 伝熱工学との出会い
- 高速炉用ボイラの開発状況と設計指針の概要
- わが国における原子動力の開発と工学的問題点
- 原子動力開発と機械学会(原子動力における機械工業)
- 管内二相流の圧力損失に関する基礎的研究 : 第2報
- 西ドイツにおける原子力開発
- 高速気流における伝熱(第6報)
- 高速気流における伝熱(第4,5報)
- 高速気流における伝熱(第6報)
- 高速気流における伝熱(第4, 5報)
- 湿り空気中における伝熱 : 冷却の場合
- 湿り空気中における伝熱(冷却の場合)
- 高速気流における伝熱(第3報)
- 高速気流における伝熱(第1,2報)
- 高速気流における伝熱(第3報)
- 高速気流における伝熱(第1,2報)
- 液々接触層状流の熱伝達に関する研究
- 管内二相流の圧力損失に関する基礎的研究 : 第3報, 気ほう流領域の摩擦損失比の関係因子
- 管内二相流の圧力損失に関する基礎的研究
- 管内二相流の圧力損失に関する基礎的研究
- 噴霧流の流動と熱伝達に関する研究 : 第1報, 内管発熱環状流路内液相分散流
- 管内二相流の圧力損失に関する基礎的研究
- 蒸気発生器の信頼性実証試験 (原子炉構造材料分野の最近の動向--腐食問題を中心に)
- 放射性物質輸送の今日的課題 (放射性物質輸送の今日的課題)
- 東京工業大学原子炉工学研究所25年間の回顧
- 原子力発電所の安全設計基準と機械工学的問題-3-格納容器評価指針と安全性研究
- 原子力発電所の安全設計基準と機械工学的問題-2-安全評価と非常用炉心冷却系性能評価
- 原子力発電所の安全設計基準と機械工学的問題-1-設置許認可と設計指針
- 軽水形動力用原子炉の開発研究