1
Berechnung von Streumatrizen für die Materialien des MOSEL- Reaktors /
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1966
2
Cäsium-Sorptionsuntersuchungen an graphitischen Reaktorwerkstoffen /
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3
Comparison of high purity fine grain graphites from different suppliers with regard to physical, mechanical and thermal properties : Final report. Als ms. Gedr. /
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4
Experimental investigation of corrosion of IG-110 graphite by steam /
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5
Das Gleitreibungsverhalten verschiedener Werkstoffpaarungen bei Raumtemperatur in Helium Atmosphäre und im Vakuum /
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6
Graphitische Werkstoffe für den Einsatz in Kernreaktoren. 2. Polykristalliner Graphit und Brennelementmatrix /
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7
Graphitische Werkstoffe für den Einsatz in Kernreaktoren. 1. Pyrolytisch abgeschiedener Kohlenstoff /
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8
Kinetik der Graphitreaktion/Sauerstoffreaktion im Porendiffusionsbereich. 3. Einfluss der Diffusion in der Strömungsgrenzschicht bei Messungen im Temperaturbereich von 970K - 1170K /
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9
Materials investigations for the SNQ Target Station : progress report 1985 /
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10
Ein neues Verfahren zur präzisen Messung der metallischen Wärmeleitfähigkeit bei normalen und hohen Temperaturen /
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11
Neutron irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steel 20 MNMONI55 weld /
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12
Stereometrische Analyse von grafitischen Reaktorwerkstoffen /
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13
Über den Einfluss des Messverfahrens auf den Wert des optischen Anisotropiefaktors OPTAF von Pyrokohlenstoff /
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14
Über die Entwicklung eines Matrixmaterials zur Herstellung gepresster Brennelemente für Hochtemperatur-Reaktoren /
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15
Untersuchungen an Berylliumoxid /
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Hecker, R.
1973
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Ein Verfahren zur Bestimmung der Wärmeleitfähigkeit von neutronenbestrahlten Graphiten bei Temperaturen zwischen 50 und 1000C /
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17
Zur Berechnung von Kriechverformungen und Spannungen in dickwandigen Rohren /
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18
Zur bruchmechanischen Untersuchung von Reaktorgraphit /
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