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  1. Willschütz, Hans-Georg [Author]; Altstadt, Eberhard [Author]

    Generation of a high temperature material data base and its application to creep tests with French or German RPV-steel : technical report; reactor safety research-project No.: 150 1254 = Erzeugung einer Materialdatenbasis für hohe Temperaturen und ihre Anwendung auf Kriechversuche mit französischen und deutschen RDB-Stählen

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    Dresden: Forschungszentrum Rossendorf e.V., 2002

    Published in: Forschungszentrum Rossendorf: Wissenschaftlich-technische Berichte ; 353

  2. Kernforschungszentrum Karlsruhe Projekt Nukleare Sicherheit

    Projekt Nukleare Sicherheit / Abschlußkolloquium, 1986, Abschlusskolloquium des Projektes Nukleare Sicherheit (PNS) : (Berichtsbd.); Karlsruhe, am 10. u. 11. Juni 1986 / Kernforschungszentrum Karlsruhe, Projekt Nukleare Sicherheit - [Als Ms. vervielfältigt]

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    Karlsruhe: Kernforschungszentrum Karlsruhe, 1986

    Published in: Projekt Nukleare Sicherheit ; 1986 - Kernforschungszentrum Karlsruhe: Kernforschungszentrum Karlsruhe ; 4170

  3. Hartmann, Ana Kate Cecilia [Author] ; Starflinger, Jörg [Degree supervisor]

    Einfluss mehrdimensionaler Effekte auf die Kühlbarkeit von Partikelschüttungen bei schweren Störfällen in Leichtwasserreaktoren

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    Stuttgart: Universitätsbibliothek der Universität Stuttgart, 2020

    Published in: IKE (Institut für Kernenergetik . Bericht) ; 2-165

  4. Smiegelskis, E. [Author]; Hampel, U. [Author] ; Technische Universität Dresden Professur für Bildgebende Messverfahren für die Energie- und Verfahrenstechnik, Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf

    Modellierung des Wärmetransports im Dampferzeuger unter Störfallbedingungen und Validierung anhand von Experimentaldaten der PKL-Versuchsanlage : Abschlussbericht = Modeling of heat and mass transfer in PWR steam generator under accident conditions and validation based on experimental data from the PKL test facility : final report

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    [Dresden]: Universität Dresden, November 2022

  5. Cigarini, Marco [Author]

    Thermohydraulische Untersuchungen zu den Vorgängen während der Flutphase nach einem Kühlmittelverlust bei einem fortgeschrittenen Druckwasserreaktor - [Als Ms. vervielfältigt]

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    Karlsruhe: Kernforschungszentrum Karlsruhe, 1987 ; Online-Ausgabe, Karlsruhe: KIT-Bibliothek, 2015

    Published in: Kernforschungszentrum Karlsruhe: Kernforschungszentrum Karlsruhe ; 4302