Kühlung der Druckbehälterwand nach teilweisem Kernschmelzen Reaktorsicherheitsforschung ... ; Abschlußbericht = Cooling of the reactor pressure vessel after partial core melting
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| Sprache: | ger |
| Veröffentlicht: |
Garching
TU München, Lehrstuhl A für Thermodynamik
2000
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Tag hinzufügen | Beschreibung: | Förderkennzeichen BMBF 150 1009. - Enth.: Engl. Zsfassung |
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| Beschreibung: | XVI, 246 S Ill., graph. Darst |