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J-GLOBAL ID:200902298480907400   整理番号:07A1216915

鉛-ビスマス-水直接接触沸騰二相流に関する実験と解析調査

Experimental and Analytical Study of Lead-Bismuth-Water Direct Contact Boiling Two-Phase Flow
著者 (3件):
資料名:
巻:号:ページ: 76-86 (J-STAGE)  発行年: 2007年 
JST資料番号: U0041A  ISSN: 1881-3062  資料種別: 逐次刊行物 (A)
記事区分: 原著論文  発行国: 日本 (JPN)  言語: 英語 (EN)
抄録/ポイント:
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分類 (1件):
分類
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不均質流 
引用文献 (14件):
  • (1) J. Buongiorno, N. E. Todreas, M. S. Kazimi, K. R. Czerwinski, Conceptual Design of a Lead-Bismuth Cooled Fast Rector with In-Vessel Direct-Contact Steam Generation, MIT-ANP-TR-079, Center for Advanced Nuclear Energy Systems Massachusetts Institute of Technology, (2001).
  • (2) S. Uchida, M. Takahashi, K. Koyama, Y. Yamada, Conceptual and Safety Design of Pb-Bi Cooled Direct Contact Boiling Water Fast Reactor (PBWFR), Proc. of ICAPP '05, Seoul, Korea, May 15-19, 2005, Paper 5172, (2005).
  • (3) M. Takahashi, H. Sofue, T. Iguchi, M. Matsumoto, Y. Pramono, F. Huang, T. Matsuzawa, S. Uchida, H. Nei and Novitrian, Experimental Simulation of Steam Lift Pump and Steam Generation for Pb-Bi Cooled Direct Contact Boiling Water Fast Reactor, Proceedings of 2005 Int. Cong. on Adv. in Nucl. Power Plants (ICAPP '05), Seoul, Korea, May 15-19, 2005, Paper 5164, (2005).
  • (4) M. Takahashi, S. Uchida, K. Hata, T. Matsuzawa, H. Osada, Y. Kasahara, N. Sawa, Y. Okubo, T. Obara, E. Yusibani, Pb-Bi-Cooled Direct Contact Boiling Water Small Reactor, Prog. in Nucl. Energy, 47(1-4) pp. 190-201, (2005).
  • (5) I. Kinoshita, Y. Nishi, and M. Furuya, Fundamental Heat Transfer Characteristics of A Direct Contact Heat Exchanger Between Melting Alloy and Water, 4th World Conf. on Experi. Heat Transfer, Fluid Mech. Thermodyn., (1997).
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