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    Chemical and microstructural characterization of a 9 cycle Zircaloy-2 cladding using EPMA and FIB tomography.
    Baris, A. ; Restani, R. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 504 (2018-06-01), S. 144-160
    Online academicJournal
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    Electron probe microanalysis (EPMA) investigations in the CeO<subscript>2</subscript>–ThO<subscript>2</subscript>–ZrO<subscript>2</subscript> system
    Grover, V. ; Sengupta, P. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 350 (2006-04-15), Heft 2, S. 169-172
    Online academicJournal
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    Grain boundary engineering for control of tellurium diffusion in GH3535 alloy.
    Fu, Cai-Tao ; Yinling, Wang ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 497 (2017-12-15), S. 76-83
    Online academicJournal
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    Diffusion reaction between Zircaloy-2 and thoria
    Sengupta, P. ; Gawde, P.S. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 325 (2004-02-15), Heft 2/3, S. 180-187
    Online academicJournal
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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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    Microstructural and mechanical characterization of W/SiC bonding for structural material in fusion
    Kishimoto, H. ; Shibayama, T. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 417 (2011-10-01), Heft 1-3, S. 387-390
    Online academicJournal
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    Fission-product behaviour in irradiated TRISO-coated particles: Results of the HFR-EU1bis experiment and their interpretation
    Barrachin, M. ; Dubourg, R. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 415 (2011-08-01), Heft 1, S. 104-116
    Online academicJournal
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    Relationship between changes in the crystal lattice strain and thermal conductivity of high burnup UO<subscript>2</subscript> pellets
    Amaya, Masaki ; Nakamura, Jinichi ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 396 (2010), Heft 1, S. 32-42
    Online academicJournal
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    The effects of irradiation condition and microstructural change on lattice parameter, crystal lattice strain and crystallite size in high burnup UO<subscript>2</subscript> pellet
    Amaya, Masaki ; Nakamura, Jinichi ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 392 (2009-08-01), Heft 3, S. 439-446
    Online academicJournal
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    Characterization of (Th,U)O<subscript>2</subscript> pellets made by advanced CAP process
    Kutty, T.R.G. ; Somayajulu, P.S. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 384 (2009-02-28), Heft 3, S. 303-310
    Online academicJournal
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    Fission gas release in FBR MOX fuel irradiated to high burnup
    Maeda, Koji ; Katsuyama, Kozo ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 346 (2005-11-15), Heft 2/3, S. 244-252
    Online academicJournal
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    Diffusion bonding of titanium to 304 stainless steel
    Ghosh, M. ; Bhanumurthy, K. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 322 (2003-11-01), Heft 2/3, S. 235-241
    Online academicJournal
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    Microstructure and mechanical properties of HAZ of RPVS clad with duplex stainless steel.
    Yuya, Hideki ; Kobayashi, Ryoya ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 545 (2021-03-01), S. N.PAG
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    Morphological characterization of the fresh ZrN coated UMo powders used in EMPIrE irradiation experiment: A practical approach.
    Housaer, François ; Vanni, Florence ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 533 (2020-05-01), S. N.PAG
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    Effect of nitrogen concentration on creep strength and microstructure of 9Cr-ODS ferritic/martensitic steel.
    Oka, Hiroshi ; Tanno, Takashi ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 572 (2022-12-15), S. N.PAG
    Online academicJournal
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