État des recherches dans le domaine de la sûreté des réacteurs à eau sous pression von Couturier, Jean, Schwarz, Michel

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Aufbereitung von Wässern in Kernkraftwerken mit Membranelektrolyse und Ionenaustausch Wiedergewinnung von 7-Lithiumhydroxid aus dem Primärkühlmittel eines Druckwasserreaktors im te... von Vogel, Tim 1979-

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Modellierung der Kühlmittelvermischung in Druckwasserreaktoren von Höhne, Thomas

Plutoniumverbrennung mittels Thoriumeinsatz im Druckwasserreaktor von Neuhaus, Ingo

Modellierung des Transports und der Abscheidung von Korrosionsprodukten in Leichtwasserreaktoren von Becker, Frank 1969-

Wissenschaftliche Begründung zur Anpassung des Kapitels 4 "Berechnung der Strahlenexposition" der Störfallberechnungsgrundlagen für Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor Stellungna...

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Rechenmodell zum Aufprall von Kernschmelze auf die oberen Einbauten und den Deckel eines Reaktordruckbehälters von Hirt, Andreas

Einsatz keramischer Werkstoffe für Corestrukturen innovativer Druckwasserreaktoren Entwicklung einer hochtemperaturbeständigen Fügetechnik für SSiC von Henkel, Norbert

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Experimentelle Untersuchung der Strömungsform in einer horizontalen Rohrstrecke mit nach oben gekrümmtem Auslaß von Petritsch, Georg 1972-

Auslegung und Störfallberechnung eines innovativen Druckwasserreaktors mit modifizierten Corestrukturen von Schwarz, Mark André

Analyse der Jettropfenbildung zur Bestimmung des Schadstoffaustrags bei zerplatzenden Gasblasen an Flüssigkeitsoberflächen von Starflinger, Jörg 1966-

État des recherches dans le domaine de la sûreté des réacteurs à eau sous pression von Couturier, Jean, Schwarz, Michel

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Chooz de A à B une histoire de la filière à eau pressurisée racontée par Electricité de France von Torres, Félix 1952-, Lefebvre, Véronique

Strömung von Gasen und Flüssigkeiten in Sprudelschichten über perforierten Platten von Boddem, Martin

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Nachinertisierung von Reaktor-Sicherheitsbehältern durch Einspeisung von flüssigem Kohlendioxid von Stolze, Peter

Reactor safety issues resolved by the 2D-3D program

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CORA-13 experiment on severe fuel damage ISP 31 ; international standard problem no. 31 ; comparison report

Historia de la evolución técnica de los reactores nucleares de agua a presión = History of the technical evolution of pressurized water nuclear reactors von Fernández Arias, Pablo, Cuevas, Ana, Vergara, Diego

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Entwicklungsarbeiten für die neutronenphysikalische Auslegung von fortschrittlichen Druckwasserreaktoren (FDWR) mit kompakten Dreiecksgittern in hexagonalen Brennelementen von Broeders, Cornelius H. M.

Entwicklungsarbeiten für die neutronenphysikalische Auslegung von fortschrittlichen Druckwasserreaktoren (FDWR) mit kompakten Dreiecksgittern in hexagonalen Brennelementen von Broeders, Cornelius H. M.