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
スポンサーリンク
概要
著者
関連論文
-
BWR燃料集合体の蒸気ボイド率測定
-
管群体系におけるボイド率相関式 X線CTスキャナによるBWR燃料集合体内ボイド率データに基づく相関式
-
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
-
燃料集合体信頼性実証試験 BWR高燃焼度8×8燃料集合体熱水力試験
-
短い細管ノズルから流出する高温水の二相流動特性 : 第2報,蒸発を伴う二相噴流の流動特性(流体工学,流体機械)
-
短い細管ノズルから流出する高温水の二相流動特性 : 第1報, ノズル内沸騰二相流量と二相噴流による反力
-
短い細管ノズルから流出する高温水の二相流動特性 : 第1報,ノズル内沸騰二相流量と二相噴流による反力(流体工学,流体機械)
-
原子動力研究会報告
-
11・2 原子動力・原子炉(11.動力,年鑑)
-
二次元衝突噴流による凹面および平面の冷却特性と限界熱流束
-
核融合炉ダイバータ板へのプラズマ衝突噴流の熱伝達に関する基礎的研究
-
強磁場下における液体金属の単相流・気液二相流の流動・伝熱特性
-
4.核融合炉の冷却方式とその諸問題 : 4.2液体金属冷却(核融合炉における伝熱・流動の諸問題)
-
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
-
〔269〕原子炉冷却用有機材の核沸騰特性D.P.Jordan & G.Leppert, Nuclear Sci.& Engng., 1959-6, Vol.5, No.6, p.349〜359, 図6, 表2
-
〔120〕平行壁間流路内の液体金属乱流熱伝達H.F.Poppendiek, Nuclear Sci.& Engng., 1959-6, Vol.5, No.6, p.390〜404, 図9, 表6
-
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)
-
ねじりテープ挿入管内空気-水垂直上昇気液二相流の流動特性 : 摩擦圧力損失および平均ボイド率
-
横磁場下の矩形管内水銀流れの乱流特性
-
ねじりテープ挿入管内の空気-水垂直上昇二相流の流動様式
-
ねじりテープ挿入管におけるR-113沸騰二相流の限界熱流束特性
-
鉛直円柱面上のトルエン溶媒磁性流体のプール飽和沸騰熱伝達に関する研究 : 粒子濃度と磁場こう配の影響
-
水平面上のヘキサン溶媒磁性流体のプール飽和沸騰熱伝達に関する研究 : トルエン溶媒磁性流体との比較
-
水平面上のトルエン溶媒磁性流体のプール飽和沸騰熱伝達に関する研究 : 磁場こう配,粒子濃度,圧力の影響
-
液々接触層状流の熱伝達に関する研究
-
気泡の閉塞により誘起される不安定流動 : 第2報,流路条件の影響
-
気泡の閉塞により誘起される不安定流動 : 第1報,発生機構に関する実験結果
-
狭間げき内の偏平気泡に関する研究
-
極狭間流路における気液二相流の熱流動特性 : 断熱2成分二相流の摩擦損失およびボイド率特性
-
極狭間流路における気液二相流の熱流動特性 : 沸騰二相流の摩擦損失, 熱伝達特性および狭間内二相流のモデル化
-
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
-
伝熱研究における失敗談 : 原理は易し, 結果を得るは難し
-
はじめに(核融合炉における伝熱・流動の諸問題)
-
核融合炉技術調査研究分科会報告(分科会報告No.324,委員会報告)
-
7・3・4 液液二相流(7・3 混相流,7.流体工学,機械工学年鑑)
-
7・3・3 気液二相流(7・3 混相流,7.流体工学,機械工学年鑑)
-
第10回放射性物質の輸送容器と輸送国際シンポジウム
-
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
-
将来の放射性物質の安全輸送・貯蔵に関する課題 (放射性物質輸送の最近の話題)
-
わが国における核燃料安全輸送の現状と課題
-
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
-
冷却材喪失事故(LOCA) (核融合炉安全性研究会報告--核融合炉安全性に関する予備的検討) -- (核融合炉安全性における事故シナリオ)
-
自然対流の影響を考慮した水平管の保温方法について(同心の場合)
-
幾何学的に簡単な形状の物体のふく射冷却
-
自然対流の影響を考慮した水平管の保温方法について : 同心の場合
-
幾何學的に簡單な形状の物體の輻射冷却
-
管内熱傳達の一解析
-
管内熱傳達の一解析
-
軽水形動力用原子炉の開発研究
もっと見る
閉じる
スポンサーリンク