Publikationen von W. Dänner
Alle Typen
Vortrag (5)
101.
Vortrag
Design and test of the support elements of the W7-X magnet system. 21st IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE), Knoxville,TN (2005)
102.
Vortrag
Critical Design Issues of Wendelstein 7-X. 15th International Stellarator Workshop, Madrid (2005)
103.
Vortrag
Moegliche Typen des Fusionsreaktors, reaktorphysikalische und reaktortechnische Probleme bei seiner Entwicklung. Reaktortagung, Bonn (1971)
Poster (2)
104.
Poster
Stability test of a superconducting Wendelstein 7-X coil with respect to mechanical disturbances. 21st International Conference on Magnet Technology (MT-21), Hefei, Anhui (2009)
105.
Poster
Evaluation of the structural mechanical behaviour of W7-X central support connections by means of semi-automated FE analysis. 25th Symposium on Fusion Technology (SOFT 2008), Rostock (2008)
Bericht (16)
106.
Bericht
Estimates for Helium Cooling of a Modular DEMO First Wall. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1982), 52 S.
107.
Bericht
MHD-Druckverluste in Rohrleitungssystemen für toroidale Fusionsreaktoren. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1979), 75 S.
108.
Bericht
The Mechanical Performance of the Fusion Reactor First Wall. Part II: Behaviour under pulsed load conditions. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1977), 104 S.
109.
Bericht
AKTIV. - A computer program for evaluating the activity, afterheat, and biological hazard potential for stainless steel structures in fusion reactor blankets. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1977), 42 S.
110.
Bericht
Energie durch Kernfusion. Physikalische Grundlagen, Energiereserven, Stand der Plasmaphysik, Reaktorentwürfe, Schlüsselprobleme, Kostenaspekte, Sicherheit und Umweltbeeinträchtigungen. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1976), 179 S.
111.
Bericht
The Mechanical Performance of the Fusion Reactor First Wall. Part I: Steady-state analysis without irradiation effects. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1976), 82 S.
112.
Bericht
INDRA: A Program System for Calculating the Neutronics and Photonics Characteristics of a Fusion Reactor Blanket. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1976), 167 S.
113.
Bericht
A preliminary model for estimating the first wall lifetime of a fusion reactor. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1975), getr. pag. S.
114.
Bericht
The MHD pressure losses as a possible criterion for the selection of structure materials for fusion reactor blankets. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1974), 14 S.
115.
Bericht
SYSTEMS. A computer program for evaluating the main physical and technological parameters of fusion reactors. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1974), getr. pag. S.
116.
Bericht
Tritium Economy and Tritium Safety of Fusion Power Plants. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1974), 58 S.
117.
Bericht
Lithium und Flibe als Kühlmittel für Fusionsreaktor-Blankets. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1972), 20 S.
118.
Bericht
Neutron Flux Asymmetric in Toroidal Geometries. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1972), 43 S.
119.
Bericht
Technologische Entwicklungen zum Fusionsreaktor. - Technological Developments towards a Fusion Reactor. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1972), 17 S.
120.
Bericht
Mögliche Typen des Fusionsreaktors, reaktorphysikalische und -technische Probleme bei seiner Entwicklung. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching (DE) (1971), 14 S.