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Sichtung und Bewertung von Unterlagen im Hinblick auf sicherheitstechnisch relevante Probleme und deren Berücksichtigung bei der Weiterentwicklung des kerntechnischen Regelwerks. Technischer Bericht 6. Beitrag zum derzeitigen Kenntnisstand über die dehnungsinduzierte Risskorrosion in druckführenden Komponenten aus ferritischen Werkstoffen (Schwerpunkt Siedwasserreaktoren)

Cracks in pressurized components of bwr and pwr type rectors

Saved in:
Personal Name(s): Deimel, P., Bearb.
Imprint: Bonn : Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit, 1987.
Physical Description: 38 S.
Note: deutsch
Series Title: Schriftenreihe Reaktorsicherheit und Strahlenschutz ; 204.
Classification:
TNE - Water cooled reactors
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ZB
Open Stacks Call Number: S 005585-0204'01' Barcode: 1089101531 Available   

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