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  • Requirements with respect to spent fuel pool cooling

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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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