苛酷事故条件でのBWRドライウェルクーラによる格納容器冷却試験
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
- 日本原子力学会の論文
- 2003-09-25
著者
-
横堀 誠一
(株)東芝原子力技術研究所
-
長坂 秀雄
(財)原子力発電技術機構システム安全部
-
横堀 誠一
(株)東芝 電力・社会システム社電力・産業システム技術開発センター機器・システム開発部
-
横堀 誠一
(株)東芝
-
飛松 敏美
(株)東芝 電力・社会システム社電力・産業システム技術開発センター機器・システム開発部
-
秋永 誠
(株)東芝 電力・社会システム社電力・産業システム技術開発センターシステム解析技術開発部
-
深沢 正憲
(財)原子力発電技術機構システム安全部
-
長坂 秀雄
東京芝浦電気(株)原子力技術研究所
関連論文
- BWR燃料集合体の沸騰遷移現象スペーサ形状による限界出力への影響
- III. 核分裂工学
- III. 核分裂工学
- 大学と企業の伝熱研究のギャップと壁
- 第12回国際伝熱会議 : IHTC12
- 関東支部のエネルギー研究から
- 二次元衝突噴流のよどみ領域における乱流輸送機構に関する研究
- 軸対称衝突噴流のよどみ域における輸送機構に関する研究
- 苛酷事故対策として用いるBWRドライウェルクーラによるシステム過渡試験
- 苛酷事故条件でのBWRドライウェルクーラによる格納容器冷却試験
- 2412 低流量の格納容器スプレイによる FP エアロゾル除去効果試験
- 苛酷事故時の冷却能力を向上した改良型ドライウェルクーラの開発
- テンドン摩擦係数相関式の一般化とPCCV構造解析への適用
- 21557 弾性域のテンドン摩擦係数相関式の塑性域における適用性拡張について
- 事故時内圧を受けるPCCVのテンドン張力分布の変化に関する解析的検討
- X線ビームスキャン法による過度時管内ボイド率分布の測定
- 沸騰水形原子炉非常用炉心冷却系の健全性確認実験
- 界面上昇を伴う円筒容器内成層流の乱流特性
- 大きな再循環流を伴う円筒容器内の乱流特性 : 温度場を伴った流動場の測定
- 大きな再循環を伴う円筒容器内の乱流特性