11・2 原子動力・原子炉(11.動力,<特集>年鑑)
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
- 社団法人日本機械学会の論文
- 1973-08-05
著者
-
青木 成文
東京工業大学原子炉工学研究所
-
青木 成文
東京工業大学
-
鳥飼 欣一
日本原子力研究所
-
三本 保秀
動力炉・核燃料開発事業団
-
澤井 定
動力炉・核燃料開発事業団
-
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
-
伏谷 潔
東京電力会社原子力開発本部
-
三木 良平
動力炉・核燃料開発事業団
-
市野 市郎
東京芝浦電気会社
関連論文
- 動力プラントと公害(大気汚染ならびに動力プラントと公害)
- 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
- 高温流体技術 : 高温ガス冷却形厚子炉を中心として(熱工学)
- 原子力高温化分科会報告
- 原子動力研究会報告
- 11・2 原子動力・原子炉(11.動力,機械工学年鑑)
- 11・2 原子動力・原子炉(11.動力,年鑑)
- 原子動力研究会報告
- 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)
- 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
- 〔178〕凍結シール形液体金属用ポンプの性能試験 〔R.W.Atz, AEC Report NAA-SR-4387,1960-11,p.1〜27,図16,表2〕
- 機械学会の将来のあり方(日本機械学会の将来のあり方)
- 第10回放射性物質の輸送容器と輸送国際シンポジウム
- 第2バーンアウト点に関する考察
- 第2バーンアウト点に関する考察
- 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
- ナトリウム・プール沸騰実験 : 沸騰開始過熱度および沸騰熱伝達率の測定
- (d)半均質炉(動力用各種原子炉の動向)(原子動力小特集号)
- 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
- 原子炉のデコミッショニング
- 限界熱流体技術調査分科会(高温関係)報告
- 「動力プラントにおける新技術」小特集号によせて(動力プラントにおける新技術小特集号)
- 白金細線による大気圧以下でのプール沸騰
- 白金細線による大気圧以下でのプール沸騰
- 原子力利用の現状
- バーンアウト熱負荷について(熱工学小特集号)
- ヨーロッパ原子力機関の過渡伝熱専門家会議に出席して
- 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
- (8)沸騰時の気ほう付着面の研究 : 沸騰時の気ほう付着面の伝熱 : 沸騰気ほう付着面のかわき状態 : 昭和41年度日本機械学会賞審査経過報告
- プール沸騰の熱伝達率について
- プール沸騰の熱伝達率について
- ぬれ難い面の沸騰伝熱
- ぬれ難い面の沸騰伝熱
- 沸騰気ほう付着面のかわき状態
- 沸騰時の気ほう付着面の伝熱
- 沸騰気ほう付着伝熱面のかわき状態
- 沸騰時の気ほう付着面の伝熱
- 原子炉の熱工学モックアップ試験用ループ(原子動力における機械工業)
- 気ほう発生による沸騰伝熱の変化
- 沸騰気ほうの付着面積
- 沸騰気ほうの付着面積
- 気ほう発生による沸騰伝熱の変化
- 〔381〕原子炉炉心の冷却材の流量調整用オリフィス : 〔C.J.Barozy, J.A.Hagel, & W.D.Leonard, AEC Report NAA-SR-5369,1961-5-1,p.1〜29,図15,表3〕
- 〔275〕ガス冷却形実験炉の流体力学的動特性の解析〔D.W.Burton, AEC Report K-1468,Part1,1961-3-14,p.1〜29,図9〕
- 〔208〕厚さの変化するふく射放熱フィンの温度分布〔M.J.Janicke & L.C.Iust, AEC Report ANL-6308,1961-2,p.1〜10,図4〕
- 〔1051〕凝縮中と沸騰中の伝熱〔S.S.Kutateladze, U.S.Atomic Energ.Commission Rep., 1959-8, No.AEC-tr-3770, pp.207, 図94, 表23〕
- 管内熱傳達の一解析
- 管内熱傳達の一解析
- 低圧噴流装置について(第2報)
- 低圧噴流装置について(第2報)
- 低圧噴流装置について(第1報)
- 軽水形動力用原子炉の開発研究
- 低圧噴流装置について(第1報)