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劉 維  Liu Wei

ORCIDORCID連携する *注記
研究者番号 70446417
その他のID
所属 (現在) 2025年度: 九州大学, 工学研究院, 教授
所属 (過去の研究課題情報に基づく) *注記 2017年度 – 2020年度: 九州大学, 工学研究院, 准教授
2008年度: 独立行政法人日本原子力研究開発機構, 原子力基礎工学研究部門, 研究副主幹
2007年度 – 2008年度: 日本原子力研究開発機構, 原子力基礎工学研究部門, 研究副主幹
審査区分/研究分野
研究代表者
熱工学
研究代表者以外
小区分31010:原子力工学関連 / 熱工学
キーワード
研究代表者
壁近傍観察 / 壁近傍気液構造 / 強制流動サブクール沸騰 / 液膜底層 / メカニズム / 発生機構 / IVR / 限界熱流束予測 / 気泡離脱直径 / 正味蒸気発生点 … もっと見る / 強制流動 / 伝熱面配置角度 / 限界熱流束 / 熱工学 / 熱流束計測 / 温度計測 / 沸騰 … もっと見る
研究代表者以外
熱工学 / 対流 / ふく射 / 伝熱 / 原子力工学 / 新型炉 / HTGR / 高温ガス炉 / 自然対流 / 輻射 / 受動的安全性 / 冷却設備 / 格納容器 / 原子炉 / 塩析出 / 福島原子力発電所事故 / 塩 / 流動沸騰熱伝達 / 熱伝達 / 炉心伝熱流動 / 原子力安全性 / 析出 / 海水塩 / 海水 / 限界熱流束 / 核沸騰熱伝達 / 流動沸騰 隠す
  • 研究課題

    (4件)
  • 研究成果

    (11件)
  • 共同研究者

    (5人)
  •  メルトダウンが起こりえない受動的放射冷却を用いた原子炉圧力容器の革新的冷却設備

    • 研究代表者
      高松 邦吉
    • 研究期間 (年度)
      2018 – 2020
    • 研究種目
      基盤研究(C)
    • 審査区分
      小区分31010:原子力工学関連
    • 研究機関
      国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
  •  塩析出を伴う海水流動沸騰熱伝達と限界熱流束に関する研究

    • 研究代表者
      小泉 安郎
    • 研究期間 (年度)
      2017 – 2019
    • 研究種目
      基盤研究(C)
    • 研究分野
      熱工学
    • 研究機関
      国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
  •  強制流動サブクール沸騰限界熱流束発生機構-壁近傍気液構造に関する研究研究代表者

    • 研究代表者
      劉 維
    • 研究期間 (年度)
      2017 – 2019
    • 研究種目
      基盤研究(C)
    • 研究分野
      熱工学
    • 研究機関
      九州大学
  •  高密度高速度表面温度・表面熱流束同時計測システムの開発研究代表者

    • 研究代表者
      劉 維
    • 研究期間 (年度)
      2007 – 2008
    • 研究種目
      若手研究(B)
    • 研究分野
      熱工学
    • 研究機関
      日本原子力研究開発機構

すべて 2021 2020 2019 2018 2009

すべて 雑誌論文 学会発表

  • [雑誌論文] Comparison between passive reactor cavity cooling systems based on atmospheric radiation and atmospheric natural circulation2021

    • 著者名/発表者名
      Takamatsu Kuniyoshi、Matsumoto Tatsuya、Liu Wei、Morita Koji
    • 雑誌名

      Annals of Nuclear Energy

      巻: 151 ページ: 107867-107867

    • DOI

      10.1016/j.anucene.2020.107867

    • 査読あり
    • データソース
      KAKENHI-PROJECT-18K05000
  • [雑誌論文] Comparative methodology between actual RCCS and downscaled heat-removal test facility2019

    • 著者名/発表者名
      Takamatsu Kuniyoshi、Matsumoto Tatsuya、Liu Wei、Morita Koji
    • 雑誌名

      Annals of Nuclear Energy

      巻: 133 ページ: 830-836

    • DOI

      10.1016/j.anucene.2019.07.025

    • 査読あり
    • データソース
      KAKENHI-PROJECT-18K05000
  • [雑誌論文] Improvement of heat-removal capability using heat conduction on a novel reactor cavity cooling system (RCCS) design with passive safety features through radiation and natural convection2018

    • 著者名/発表者名
      Takamatsu Kuniyoshi、Matsumoto Tatsuya、Liu Wei、Morita Koji
    • 雑誌名

      Annals of Nuclear Energy

      巻: 122 ページ: 201-206

    • DOI

      10.1016/j.anucene.2018.08.047

    • 査読あり
    • データソース
      KAKENHI-PROJECT-18K05000
  • [学会発表] 沸騰伝熱面での海水塩析出に対する流動の影響:第2報2020

    • 著者名/発表者名
      上澤 伸一郎、劉 維、小野 綾子、小泉 安郎、柴田 光彦、吉田 啓之
    • 学会等名
      第57回日本伝熱シンポジウム(国内学会)
    • データソース
      KAKENHI-PROJECT-17K06216
  • [学会発表] ふく射を利用した原子炉キャビティ冷却シスムの伝熱特性に関する研究2019

    • 著者名/発表者名
      西森友弥、明石知泰、宇和田尚悟、松元達也、劉維、守田幸路、高松邦吉
    • 学会等名
      日本原子力学会 九州支部 第38回 研究発表講演会
    • データソース
      KAKENHI-PROJECT-18K05000
  • [学会発表] Prediction of transient surface temperature Changes at subcooled flow boiling DNB2018

    • 著者名/発表者名
      Wei Liu
    • 学会等名
      10th International Conference on Boiling and Condensation Heat Transfer
    • 国際共著/国際学会である
    • データソース
      KAKENHI-PROJECT-17K06217
  • [学会発表] 高温ガス炉における受動的冷却設備の伝熱特性に関する検討2018

    • 著者名/発表者名
      明石知泰、細見成祐、井福弘基、松元達也、劉維、守田幸路、高松邦吉
    • 学会等名
      日本原子力学会 九州支部 第37回 研究発表講演会
    • データソース
      KAKENHI-PROJECT-18K05000
  • [学会発表] Experimental study on heat removal performance of a new reactor cavity cooling system (RCCS)2018

    • 著者名/発表者名
      Hosomi Seisuke、Akashi Tomoyasu、Matsumoto Tatsuya、Liu Wei、Morita Koji、Takamatsu Kuniyoshi
    • 学会等名
      The 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS11)
    • 国際共著/国際学会である
    • データソース
      KAKENHI-PROJECT-18K05000
  • [学会発表] Predictions of Critical Heat Flux for Subcooled Flow Boiling in Annulus2018

    • 著者名/発表者名
      Wei Liu
    • 学会等名
      Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety
    • 国際共著/国際学会である
    • データソース
      KAKENHI-PROJECT-17K06217
  • [学会発表] Measurement of surface heat flux and surface temperature in Nucleate Pool Boiling Using Micro-Thermocouples2009

    • 著者名/発表者名
      Wei Liu, Kazuyuki Takase
    • 学会等名
      Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering, ICONE17
    • 発表場所
      Brussels, Belgium
    • データソース
      KAKENHI-PROJECT-19760143
  • [学会発表] Measurement of surface heat flux and surface temperature in Nucleate Pool Boiling Using Micro-Thermocouples2009

    • 著者名/発表者名
      Wei LIU, Kazuyuki TAKASE
    • 学会等名
      the 17^<th> International Conference on Nuclear Engineerin (ICONE17)
    • 発表場所
      Brussels, Belgium
    • データソース
      KAKENHI-PROJECT-19760143
  • 1.  小泉 安郎 (20215156)
    共同の研究課題数: 2件
    共同の研究成果数: 1件
  • 2.  高松 邦吉 (70414547)
    共同の研究課題数: 1件
    共同の研究成果数: 6件
  • 3.  上澤 伸一郎 (80737073)
    共同の研究課題数: 1件
    共同の研究成果数: 1件
  • 4.  守田 幸路 (40311849)
    共同の研究課題数: 1件
    共同の研究成果数: 6件
  • 5.  松元 達也 (90325514)
    共同の研究課題数: 1件
    共同の研究成果数: 6件

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