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Aspects of the determination of the site-specific design basis flood
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Vorläufige Kurzbewertung der Sicherheitsnachweise für die Reaktordruckbehälter der belgischen Kernkraftwerke Doel-3 / Tihange-2
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Preliminary brief assessment of the safety cases for the reactor pressure vessels of the Belgian nuclear power plants Doel-3 / Tihange-2
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Demonstration of residual ductility/residual strength using an ECR limit curve
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Damage to fuel assembly alignment pins and core components
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Monitoring von Know-how- und Motivationsverlust und geeignete Maßnahmen zur Stärkung von Motivation und Know-how-Erhalt in der deutschen Kernenergiebranche
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Blitze mit Parametern oberhalb der genormten Blitzstromparameter
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Schäden an BE-Zentrierstiften und Kernbauteilen
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Nachweis einer Restduktilität/Restfestigkeit mittels einer ECR-Grenzkurve
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