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Comparison of HT-steam oxidation behaviour of zircaloy-4 versus austenitic and ferritic steels under nuclear water reactor safety aspects

Leistikow, S.



Zugehörige Institution(en) am KIT Institut für Materialforschung (IMF)
Publikationstyp Vortrag
Jahr 1985
Sprache Englisch
Identifikator KITopen ID: 230021536
Erscheinungsvermerk Polish-German Seminar on Properties of High Temperature Alloys, Krakau, PL, July 3-6, 1985
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