Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke ...

FAU 90/
/GRE 99/
/GRS 01/
/HOE 96/
/KRI 00/
/LOE 00/
/MAG 01/
/MAY 88/
/MET 05/
Fauske&Associates Inc.:
Technical Support for the Debris Coolability Requirements for ALWR in the Utility/EPRI
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Bewertung des Unfallrisikos fortschrittlicher Druckwasserreaktoren in Deutschland,
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A. Höfler et al.:
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Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, GRS-A-2355, Köln, 1996
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Load carrying capacity of the reactor vessel head under a corium slug impact from a
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H. Löffler et al.:
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Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke:
Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke,
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/MEY 03a/ L. Meyer et al:
Corium Dispersion and direct Containment Heating Experiments at Low System
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Proc. 10 th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics
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