Ausschuesse | REAKTOR-SICHERHEITSKOMMISSION

Wasserstofffreisetzung aus dem Sicherheitsbehälter
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Hydrogen release from the containment
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Demonstration of residual ductility/residual strength using an ECR limit curve
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Anforderungen an die Brennelement-Lagerbeckenkühlung
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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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Schäden an BE-Zentrierstiften und Kernbauteilen
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Requirements for LOCA analyses using statistical methods
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