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    Fuel-clad interactions: Uranium nitride and uranium dioxide with FeCrAl and Ti-modified stainless steel.
    Buckley, J. ; Liu, H. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 591 (2024-04-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    Multi-scale structural investigation of uranium-plutonium mixed oxides (U1-yPuy)O2-x with high plutonium content.
    Desagulier, M M. ; Martinez, J. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 585 (2023-11-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    Grain growth in uranium nitride prepared by spark plasma sintering.
    Johnson, Kyle D. ; Lopes, Denise Adorno
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 503 (2018-05-01), S. 75-80
    Online academicJournal
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    Development of an interatomic potential for mixed uranium-americium oxides and application to the determination of the structural and thermodynamic properties of (U,Am)O2 with americium contents below 50%.
    Labonne, Baptiste ; Orlat, Simon ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 579 (2023-06-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    Challenges and opportunities to alloyed and composite fuel architectures to mitigate high uranium density fuel oxidation: Uranium diboride and uranium carbide.
    Watkins, Jennifer K. ; Wagner, Adrian R. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 560 (2022-03-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    Thermal expansion and steam oxidation of uranium mononitride analysed via in situ neutron diffraction.
    Liu, Jiatu ; Gasparrini, Claudia ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 575 (2023-03-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    Uranium carbide properties for advanced fuel modeling – A review.
    Vasudevamurthy, Gokul ; Nelson, Andrew T.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 558 (2022), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    Development of UO<subscript>2</subscript>/PuO<subscript>2</subscript> dispersed in uranium matrix CERMET fuel system for fast reactors
    Sinha, V.P. ; Hegde, P.V. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 427 (2012-08-01), Heft 1-3, S. 12-17
    Online academicJournal
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    Thermogravimetric study of mixed uranium-plutonium fuel for prospective generation IV reactors.
    Krivov, M.P. ; Kireev, G.A. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 567 (2022-08-15), S. N.PAG
    Online academicJournal
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  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Chemical interaction between uranium dioxide, boron carbide and stainless steel at 1900 °C — Application to a severe accident scenario in sodium cooled fast reactors.
    Garrigue, Mathieu ; Quaini, Andrea ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 557 (2021-12-15), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    Microstructural investigation of uranium rich U–Zr–Nb ternary alloy system.
    Ghoshal, Kaushik ; Kaity, Santu ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 446 (2014-03-01), Heft 1-3, S. 217-223
    Online academicJournal
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  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    Energetics of oxidation and formation of uranium mononitride.
    Goncharov, Vitaliy G. ; Liu, Juejing ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 569 (2022-10-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    Temperature and composition dependent thermal conductivity model for U-Zr alloys.
    Chen, Weiming ; Bai, Xian-Ming
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 507 (2018-08-15), S. 360-370
    Online academicJournal
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    Molar heat capacity of uranium-rich U−Zr−Nb and U−Zr−Mo alloys.
    Kaity, Santu ; Banerjee, Joydipta ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 541 (2020-12-01), S. N.PAG
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    Short-term irradiation behavior of minor actinide doped uranium plutonium mixed oxide fuels irradiated in an experimental fast reactor
    Maeda, K. ; Sasaki, S. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 385 (2009-03-31), Heft 2, S. 413-418
    Online academicJournal
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  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    Microstructure and elemental distribution of americium-containing uranium plutonium mixed oxide fuel under a short-term irradiation test in a fast reactor
    Tanaka, Kosuke ; Miwa, Shuhei ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 385 (2009-03-31), Heft 2, S. 407-412
    Online academicJournal
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    Anisotropic lattice thermal expansion of uranium-based metallic fuels: A high-temperature X-ray diffraction study.
    Park, Jeongmi ; Cho, Su Yeon ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 527 (2019-12-15), S. N.PAG
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    Compatibility study between U-UO2 cermet fuel and T91 cladding.
    Mishra, Sudhir ; Kaity, Santu ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 481 (2016-12-01), S. 1-12
    Online academicJournal
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  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Electron probe microanalysis of a METAPHIX UPuZr metallic alloy fuel irradiated to 7.0 at.% burn-up.
    Brémier, S. ; Inagaki, K. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 480 (2016-11-01), S. 109-119
    Online academicJournal
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    Reactions between U–Zr alloys and Fe at 1003K.
    Ogata, Takanari ; Nakamura, Kinya ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 441 (2013-10-01), Heft 1-3, S. 579-582
    Online academicJournal
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