Engineering Consultant 69118 Heidelberg Germany;
Research Centre Juelieh GmbH (KFA) 52425 Juelich/FRG;
机译:v核电站固有安全性的概念
机译:一种估算反应堆压力容器内部结构温度和铯再蒸发的简单方法-Ⅰ:福岛第一核电站的基本概念和模型描述
机译:阿拉伯世界的核淡化-第二部分:先进的固有和被动安全核反应堆
机译:先进的高温反应堆固有的安全设计 - 未来核电站的概念
机译:接近沸腾的反应堆:小型本质安全核反应堆的概念设计,以扩展维多利亚级潜艇的作战能力。
机译:在福岛第一核电站反应堆厂房内检测源自核燃料的α粒子发射器
机译:核电力反应器设施抗震设计的新监管指南及现有核电站地震安全性的重新评估
机译:反应堆安全研究:美国商业核电厂事故风险评估。附录七。反应堆事故中放射性的释放。附录八。反应堆熔毁事故中的物理过程。附录九。核电厂安全设计理念。附录X.设计充分性。