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The New White Paper on Process Data Reconciliation is out:
"The Future of Nuclear Power Operation: Dealing with Measurement Error"
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Q86
Dr. Ing. M. Langenstein
VDI 2048-Die Basis zur Kraftwerksoptimierung und Bilanzierung
Magazine (german), BWK 09/2015
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Q85
Dr. Ing. M. Langenstein, Dr. B. Laipple
Global Balance of Plant Using Process Data Reconciliation according to VDI 2048
ICONE 22, Paper 31277 July 7-11th, 2014, Prag, Czech Republic
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Q84
Dr. Ing. M. Langenstein, S. Riehm, Jan Hansen-Schmidt
Warranty test for a high-pressure turbine retrofit using Process Data Reconciliation in accordance with VDI 2048
ICONE 16, Paper #48940, May 11-15th, 2008, Orlando, USA
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Q83
Jan Hansen-Schmidt
Modellierung von Öl-Pipelines zur Ermittlung des Anlagenzustands und der Reduzierung der Messunsicherheiten von Durchflussmengenmessungen
VDI - 4. Fachtagung Messunsicherheit, Vortrag #27 12.-13. November 2008, Erfurt
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Q82
Dr. Ing. M. Langenstein
A quality control system for all measurements and their estimated uncertainties or Process monitoring and safety improvement system based on online data reconciliation according to VDI 2048
AIST / SP Workshop, Mai 20-23, 2008, Tokyo, Japan
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Q81
Dr. Ing. M. Langenstein, A. Jansky MBA
Process data reconciliation in accordance with VDI 2048
EPRI, June 26-28, 2007, Annapolis, MD, USA
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Q80
Dr. Ing. M. Langenstein
Process Data Reconciliation based on VDI 2048 in Nuclear Power Plants
IAEA, Mai 28-31, 2007, Prague, Tschechien
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Q79
Dr. Ing. Bernd Laipple, Dr. Ing. Magnus Langenstein
New developments in Online Plant Monitoring
Icone 15, April 22-26,2007, Nagoya, Japan
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Q78
Andy Jansky MBA
Tracer measurements compared to Process Data Reconciliation in accordance with VDI 2048
Icone 15, April 22-26,2007, Nagoya, Japan
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Q77
Andy Jansky MBA
Increasing plant efficiency and safety with Online Process Data Reconciliation
Icone 15, April 22-26,2007, Nagoya, Japan
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Q76
Dr.-Ing. Magnus Langenstein
Presentation at the ANS Winter Meeting, Chair: H. Hashemian, Session: Diagnostics and Predictive Maintenance II, 11/15/2006
ANS Winter Meeting, November 12-16,2006, Albuquerque, New Mexico
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Q75
Dr.-Ing. Magnus Langenstein, Dipl.-Ing. Jan Hansen-Schmidt
The worlds' first ever cooling tower acceptance test using Process Data Reconciliation
ICONE 14, Paper #89643, July 17-20, 2006, Miami, USA
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Q74
Andy Jansky MBA
Financal benefits of Process Data Reconciliation in power generating plants
ICONE 14, Paper #89122, July 17-20, 2006, Miami, USA
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Q73
Andy Jansky MBA
Learning from the best with Process Benchmarking in nuclear power plants
ICONE 14, Paper #89121, July 17-20, 2006, Miami, USA
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Q72
Dr. Ing. M. Langenstein
Power recapture and power uprate in NPPS with Process Data Reconciliation in accordance with VDI 2048
ICONE 14, Paper #89025, July 17-20, 2006, Miami, USA
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Q71
Dr. J. Jansky
Have any material tests been forgotten?
SMiRT 18, D07-3, August 7-12, 2005, Beijing, China
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Q70
Dr.-Ing. M. Langenstein, Dr. B. Laipple, H. Eitschberger, Dr. S. Streit
A new method for evaluation and correction of thermal reactor power and present operational applications
ICONE 13, Paper #50577, May 16-20, 2005, Beijing, China
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Q69
Dr.-Ing. M. Langenstein, Dr. J. Jansky, Dr. B. Laipple, Frank Schmid
Prozessdatenvalidierung nach VDI 2048 in konventionellen und nuklearen Anlagen
VDI -Tagung, November 18+19, 2004 in Düsseldorf
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Q68
Dr. J.Jansky
Aging management - a new key word for inaction?
SMiRT 17, Paper #D438, August 17-22, 2003 Praque, Czech Republic
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Q67
Dr. J. Jansky, L. Vogel
Qualified Maintenance - An Approach for Cutting Costs in Power Plants
SMIRT 17, Paper #O434, August 17-22, 2003 Praque, Czech Republic
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q66
Dr. J. Jansky, L. Vogel
Qualified Maintenance - An Approach for Cutting Costs in Power Plants
SMIRT 17, Paper #O434, August 17-22, 2003 Praque, Czech Republic
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q65
L. Homann, H. Eitschberger, Dr.-Ing. M. Langenstein
VDI2048-konforme Bewertung von Retrofit-Massnahmen mit VALI III
Tagung am 3./4.06.03 in Hannover
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Q64
Dr.-Ing. M.Langenstein / Dr. J.Jansky
Process data reconciliation in Nuclear Power Plants
EPRI NPP-Improvement Seminar, July 2002, Saratoga Springs, USA
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Q63
Th. Taschke / S. Wich- Schwarz
Zustandsüberwachung von Komponenten durch mobile Schwingungsüberwachung
SMIRT 17, Paper #D435, August 17-22, 2003 Praque, Czech Republic
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Q62
Dr. J.Jansky, Dr.-Ing.M.Langenstein
VALI III Prozessdaten mit der Güte einer Abnahmemessung ständlich verfügbar und VDI 2048 konform
VDI-Workshop "Abnahmemessungen an energie- und kraftwerkstechnischen Anlagen-Richtlinie VDI 2048" vom 6.12.2001
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Q61
Dr. J.Jansky, Dr.-Ing.M.Langenstein
Process data validation in CCGT and nuclear power plants
SMIRT 16- conference in Washington von 12. - 17. August
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Q60
E. Grauf / Dr. J.Jansky / Dr.-Ing. M.Langenstein
Reconciliation of process data in Nuclear Power Plants (NPPs)
S8 th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE) April 2-8, 2000 Baltimore, MD USA.
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Q59
E. Grauf / Dr. J. Jansky / Dr.-Ing. M. Langenstein
Investigation of the real process data on basis of closed mass- und energy balances in Nuclear Power Plants (NPPs)
SERA-Vol. 9, Safety Engineering and Risk Analysis-1999, Page 23-40; edited by J.L. Boccio; ASME 1999
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Q58
Dr. J. Jansky
Schwingungsmessungen und ihre Bedeutung für das Zustandswissen
DKIN-Fachkongress 18. und 19. November 1999, Abschnitt IV / 1 -3
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Q57
Dr. J. Jansky
Database for assessing the life expectancy of pressure-retaining components in nuclear power plants
Nuclear Engineering and Design 190 (1999) 207 - 229
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Q56
E. Grauf und Dr.-Ing. M. Langenstein
Datenvalidierung als Instrument zur Effizienzsteigerung in Kraftwerken (KKW)
VDI Berichte Nr. 1451, 1998, Seite 121 - 139
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Q55
Dr. J. Jansky
Databasis für die Lebensdauerbewertung von Komponenten in druckführenden Umschliessungen in KKWs
VDI Berichte Nr. 1451, 1998, Seite 121 - 139
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Q54
Dr. J. Jansky und Dr.-Ing. M. Langenstein
Integrity of the blowdown piping systems in a nuclear power plant - findings and consequences
Nuclear Engineering and Design 178 (1997) 195 - 209
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Q53
H. Rüllke, und H. Räbiger, Dr. J. Jansky, Dr.-Ing. M. Langenstein, und F. Alt
Abhitzekessel mit nachgeschalteten Dampfspeichern in einem Stahlwerk - Massnahmen zur Verfügbarkeitserhöhung
N21. MPA-Seminar, 5. und 6. Oktober 1995, Band 2, Vortrag 53
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Q52
R. Bonn, und Dr. J. Jansky
Role of welding procedure and geometry in cracking of weld vicinities in stainless steel pipings of BWRS
NPVP-Vol.301, Development in Pressure Vessels and Piping, Books No. H00964-1995
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Q51
R. Bonn, und Dr. J. Jansky
Role of welding procedure and geometry in cracking of weld vicinities in stainless steel pipings of BWRS
NPVP-Vol.301, Development in Pressure Vessels and Piping, Books No. H00964-1995
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Q50
Dr. J. Jansky, und Dr.-Ing. M. Langenstein
Integrity of the blowdown piping systems in a nuclear power plant - findings and consequences
SMIRT 13, 1995, Volume II, Division F, Pressure Vessels and Piping, page 85 - 96
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Q49
Dr. J. Jansky, und Th. Andrä und K. Albrecht
FEEDWATER PIPING GUILLOTINE BREAKS AT 340 °C OPERATION TEMPERATURE
SMIRT 12, 1993 Volume F, Pressure Components, Design Technologies and Research for Regulatory Needs, page 207 - 214
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Q48
Dr. J. Jansky / Dr.-Ing. M. Langenstein
STRESS CORROSION CRACKING IN HOTWATER AND FEEDWATER VESSELS-FINDINGS AND CONSEQUENCES FOR OPERATION AND DESIGNВ 
SMIRT 12, 1993 Volume F, Pressure Components, Design Technologies and Research for Regulatory Needs, page 165 - 170
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Q47
Dr. J. Jansky und G. Dobmann
INDICATION OF CREEP EMBRITTLEMENT IN LOW CARBON STEEL COMPONENTS USING NDT-METHODS
SMIRT 12, 1993, Volume G, Fracture Mechanics and Non-Destructive Evalution, page 243 - 248
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Q46
Dr. J. Jansky, C. Scherer und Th. Andrä
NEW METHOD FOR ENSURING SAFAETY AND AVAILABILITY OF PRESSURE RETAINING COMPONENTS
PVC-Vol. 219, Transient Thermal Hydraulics and coupled Vessel and piping Systems Responses ASME 1991, page 25 - 34
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Q45
J. Jansky, Th. Andrä
USE OF LEAK-BEFORE-BREAK CRITERIA FOR REMEDIAL LIFE ESTIMATION OF PRESSURE RETAINING COMPONENTS
PVP - Vol. 156, Transient Thermal-Hydraulics in Vessel and Piping Systems Book no. HOO471 - 1989, ASME Publication
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Q44
Dr. J. Jansky, H. Schulz
Comments on the Present Practice of Fatigue Analysis of Nuclear Power Plant Components
Int. J. Pres. Ves. & Piping 34 (1988) 143-154
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q43
Dr. J. Jansky, L. Heger und G. Katzenmeier
Estimate of locations for repeated non destructive test procedures in Pressurized components of LWR's
SMIRT Conference 1987
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Q42
H. Schulz und Dr. J. Jansky
Status of the fatigue analysis in the safety assement in nuclear power plants
ASTM-Meeting, New York., October 1985
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Q41
K. Kussmaul, K. Törrenen, und Dr. J. Jansky
Cycle crack growth studios for predicting crack growth in HDR thermal shock experiments
IGSCC-Meeting Mai 1985, Tokio, Japan
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Q39
K. Kussmaul, D. Blind und Dr. J. Jansky
Behavior of repaired areas in crackedRPV nozzle corner under simulated operation and emergency conditions
8. SMIRT Conference, 1985, Post Conference at ISPRA, Italy
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q38
K. Kussmaul, Dr. J. Jansky, P. Pfeffer, S. Krolop, W. Schmitt und D. Beukelmann
Reactions of RPV Nozzle Areas to Loads Consistent with Operational and Accident Conditions
8. SMIRT Conference, 1985
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Q37
W. Schmitt J.G. Blauel und Dr. J. Jansky
Rissfortschrittsberechnungen (3D-FE) für die Stutzenkante des RDB bei Thermoschock und erster Vergleich mit Versuchsergebnisse
8HDR-Sicherheitsprogramm, 8.Statusbericht Dezember 1984, Karlsruhe
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Q36
Dr. J. Jansky
Initierung und Erweiterung von Rissen bei wiederholten thermischen Transienten in druckwasserführenden Bauteilen
Dissertation, Universität Stuttgart
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Q35
K. Kussmaul und Dr. J. Jansky
Initierung von Rissen bei wiederholten thermischen Transienten in druckführenden Bauteilen
VGB-Kongress "Kraftwerke 1985" vom 22. bis 25. Oktober 1985 in Essen
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Q34
Dr. J. Jansky und R. Rintamaa
Crack growth morphology in real pressure vessel and in small scale specimen under LWR conditions
8. SMIRT Conference, 19. -23.August 1985, Belgien
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Q33
H. Werner und Dr. J. Jansky
Indian point-Bericht
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q32
Dr. J. Jansky / D. Blind / G. Katzenmeier
Erkenntnisse aus einem Rohrabriss an der HDR-Versuchsanlage unter Betriebsbedingungenmit Einfluss von hohem Sauerstoffgehalt
MPA-Seminar 11. und 12. Oktober 1984
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Q31
K.-H. Herter und Dr. J. Jansky
Zyklische Beanspruchung
TWB-Bericht, 1984
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Q30
Dr. J. Jansky und TH. Bhongbhibhat
Spannungsuntersuchungen am Druckbehälterstutzen bei Blowdownbelastung
Technischer Fachbericht PHDR 51-84, Juli 1984
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Q29
J. Jansky
Untersuchungen zum Verhalten von Speisewasseranschlüssen an Reaktordruckbehältern und Dampferzeugern von LWR bei thermischer Beanspruchung
BMI, 3. Technischer Bericht vom März 1983
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Q28
Schulz, Azodi, Glann, Dr. J. Jansky
Berücksichtigung der thermoschockartigen Beanspruchung bei Druckwasserreaktoren GRS-A
August 1983, Auftragsnummer: 815 52
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q27
Dr. J. Jansky, S. Krolop, R. Stegmeyer, P. Pfeffer, MPA Stuttgart Deuster, G., Brinette, R., IzfP-University Saarbrücken
Pressurized thermal Shock Loading at Nozzle Corner Area of HDR-RPV
ASME-PVP Conference, San Antonio, June 17. - 21. 1984
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Q26
Dr. J. Jansky, H. Diem K.U. Müller
Betriebsbegleitende Messungen an druckführenden Bauteilen
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Q25
K. Kussmaul, D. Blind, und J. Jansky
Cracking in Feedwater Pipework of Lighter Water Reactors Causes and Remedies
Int. J. Pres. & Piping 17 (1984) 000-000
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q24
K. Kussmaul, R. Rintamaa, Dr. J. Jansky, Kempainen und Törrönen, K
On the Mechanism of Environmental Cracking Introduced by Thermal Loading
Conference on Corrosion at LWR-Systems
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q23
Dr. J. Jansky, K.-H. Herter, MPA Stuttgart, J. G. Blauel, IWM-Freiburg, Munz, D. Stamm, H. IRB/ZSM Karlsruhe
Versuchsergebnisse und Berechnungen zum Rissfortschritt bei zyklischer Thermoschocklast an einem Druckbehälterstutzen
HDR-Sicherheitsprogramm, 7. Statusbericht, Dezember 1983, Karlsruhe
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q22
Kussmaul, K. und Dr. J. Jansky, MPA Stuttgart, Rintamaa, R., Kempainen und Törrönen, K., Finnland
On the mechnism of environmental cracking introduced by cylic thermal loading
Espoo, 22. - 24. November 1983
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q21
J. Jansky,J. Föhl,A. Sauter und S.K. Iskander
Einfluss der Werkstoffzähigkeit auf Schädigung durch Thermoschock
9. MPA-Seminar, 13. und 14. Oktober 1983, Stuttgart
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q20
K. Kussmaul,D. Blind, und J. Jansky
Safety Analysis of Circumferentially Cracked Feed Water Piping of lighter Water Reactors
7 th SMIRT - Post-Conference Seminar
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q19
J. Jansky, Ch. Doltsinis and G. Katzenmeier
Stresses of Reactor Steel by Blowdown Loading
7 th SMIRT-Conference, 22.8. bis 26.8.1983, Chicago
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q18
K. Kussmaul, J. Jansky, R. Stegmeyer, und P. Pfeffer
The Stressing of the Pressure Vessel under Operating and Upset Conditions
7 th SMIRT-Conference, 22.8. bis 26.8.1983, Chicago
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q17
J. Jansky, Ch. Doltsinis and F. Beißwänger
Stresses in Piping Systems due to Blowdown Load, Comparison Between Experimental and Theoretical Results
7 th SMIRT-Conference, 22.8. bis 26.8.1983, Chicago
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q16
J. Jansky, und G. Rein, MPA Stuttgart, R. Rintamaa Technical Reserch Centre of Finland
Growth and Formation of Cracks Originated by Cyclic Thermal Loading
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Q15
K. Kussmaul, D. Blind,J. Jansky, und R. Rintamaa
Formation and Growth of Cracking in Feed Water Pipes and RPV Nozzles
IAEA - International Symposium on Reliabillity of Reactor Pressure Components Stuttgart, 21.-25. March 1983
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Q14
D. Blind, J. Jansky, und K. Kussmaul
Rissbildungen in Speisewasserleitungen von Leichtwasserreaktoren - Ursachen und Abhilfemaßnahmen
VGB-Werkstofftagung 1983 in Düsseldorf
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Q13
J. Jansky, Stuttgart, J. Bartonicek, Baden und Schöckle, F. Leinfelden
Ermittlung und Beurteilung der Beanspruchung im Bereich der Speisewasserstutzen von Kernkraftwerken
VDI-Bericht Nr. 480, 1983
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q12
Ch. Doltsinis, und J. Jansky
Reaktion und Beanspruchung des Reaktorsicherheitsbehälters bei Blowdown-Versuchen
HDR-Sicherheitsprogramm, 6. Statusbericht 1982
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q11
K. Kussmaul, J. Jansky, R. Stegmeyer, und P. Pfeffer
Die Beanspruchung des Druckbehälters unter Betriebs- und Störfallbedingungen
HDR-Sicherheitsprogramm, 6. Statusbericht, Dezember 1982, PHDR/KFK Karlsruhe
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Q10
J. Jansky, Ch. Doltsinis, and G. Katzenmeier
Stresses in the HDR Containment Steel Shell due to static pressure and Water steam blow-down Tests
Gaithersburg, Maryland, October 12.-15., 1982
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q9
J. Jansky
The HDR-pressure vessel under operating and accident conditions
Second Finnish-German Seminar on Nuclear Safety 1982, Otaniemi, Finland, September 29.-30.1982
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q8
K. Kussmaul, J. Jansky und Föhl
The Consequence of the Coincidence of Irradiation Embrittlement; Surface Cracking and Pressurizid Thermal Shock in RPVs of LWRs
Chicago, Illinois, USA, August 29. - September 2.1982
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q7
J. Jansky und F. Beisswänger
HDR-Sicherheitsprogramm - Ergebnisse der HDR- Thermoschockversuchsreihe V66.0 und V66.1
HDR-Sicherheitsprogramm 5. Statusbericht, Dezember 1981, PHDR/KFK Karlsruhe
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q6
K. Kussmaul, D. Blind und Dr. J. Jansky
Cracking in Ferritic Feedwater Piping Systems of Boiling Water Reactors
6 th SMIRT-Conference, August 1981, Paris
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q5
Dr. J. Jansky, A. Sauter und F. Beissänger
Crack Initiation and Crack Growth at the Inner Nozzle Corner Surface under Thermal Shock Loading IAEA Specialists Meeting on Cycle Growth
Freiburg, 13. to 15. May 1981
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q4
Dr. J. Jansky, A. Sauter, F. Beisswänger, R. Brinette, u. a.
HDR-Thermoschockprogramm, Ergebnisse vom Modellbehälter (Vorstufe der Experimente am HDR-Druckgefäß)
HDR-Sicherheitsprogramm 4. Statusbericht, Dezember 1980, PHDR/KFK Karlsruhe
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q3
Dr. J. Jansky, A. Sauter, F. Beisswänger
DR-Thermoschockprogramm - Ergebnisse von Untersuchungen an Platten und Modellbehälter (Vorstufe der Experimente am HDR-Druckgefäß)
HDR-Sicherheitsprogramm 3. Statusbericht, Dezember 1979, PHDR/KFK Karlsruhe
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q2
Jansky, Tusel, Marotz
Meerwasserentsalzung, Methoden und Entwicklungsrichtungen
Wasserwirtschaft 68 (1978) 4
E-Mail: mail@btbjansky.com

Q1
J. Ewald,F. Beisswänger, J. Jansky, und G. Maier
Einzelheiten zu Simulation des Überhitzungszyklus in Schmelzschweißverbindungen
schweißen und schneiden, Heft 10/77
E-Mail: mail@btbjansky.com

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