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    Raman spectroscopy of uranium nitride kernels.
    Lopez-Honorato, Eddie ; Liang, Liangbo ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 595 (2024-07-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    Fuel – clad chemical interaction evaluation of the TREAT reactor conceptual low-enriched-uranium fuel element.
    Parga, C.J. ; van Rooyen, I.J. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 512 (2018-12-15), S. 252-267
    Online academicJournal
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    Calculation of the displacement energy of [formula omitted] and [formula omitted] uranium.
    Beeler, Benjamin ; Zhang, Yongfeng ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 508 (2018-09-01), S. 181-194
    Online academicJournal
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    Diffusion study of uranium mononitride/zirconium carbide composite for space nuclear propulsion.
    Hamilton, Sarah ; Jerred, Nathan D. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 583 (2023-09-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    Microstructural investigation of as-cast uranium rich U–Zr alloys.
    Zhang, Yuting ; Wang, Xin ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 471 (2016-04-01), S. 59-64
    Online academicJournal
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    Fabrication of uranium--americium mixed oxide pellet from microsphere precursors: Application of CRMP process.
    Remy, E. ; Picart, S. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 453 (2014-10-01), Heft 1-3, S. 214-219
    Online academicJournal
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    Challenges and opportunities to alloyed and composite fuel architectures to mitigate high uranium density fuel oxidation: Uranium mononitride.
    Watkins, Jennifer K. ; Gonzales, Adrian ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 553 (2021-09-01), 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 silicide.
    Gonzales, Adrian ; Watkins, Jennifer K. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 553 (2021-09-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    First-principles calculations of the stability and incorporation of helium, xenon and krypton in uranium
    Beeler, B. ; Good, B. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 425 (2012-06-01), Heft 1-3, S. 2-7
    Online academicJournal
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  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Kr ion irradiation study of the depleted-uranium alloys
    Gan, J. ; Keiser, D.D. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 407 (2010-12-01), Heft 1, S. 48-54
    Online academicJournal
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    Preparation, sintering and leaching of optimized uranium thorium dioxides
    Hingant, N. ; Clavier, N. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 385 (2009-03-31), Heft 2, S. 400-406
    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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    Effect of burn-up on the thermal conductivity of uranium--gadolinium dioxide up to 100 GWd/tHM.
    Staicu, D. ; Rondinella, V. V. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 453 (2014-10-01), Heft 1-3, S. 259-268
    Online academicJournal
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    Short-term irradiation behavior of low-density americium-doped uranium–plutonium mixed oxide fuels irradiated in a fast reactor
    Maeda, K. ; Katsuyama, K. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 416 (2011-09-01), Heft 1/2, S. 158-165
    Online academicJournal
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    Fission product speciation across a UO2 spent nuclear fuel.
    Klosek, V. ; Hunault, M.O.J.Y. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 586 (2023-12-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    Actinide mixed oxide conversion by advanced thermal denitration route.
    Leblanc, Martin ; Leturcq, Gilles ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 519 (2019-06-01), S. 157-165
    Online academicJournal
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  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Dislocation Loops in Proton Irradiated Uranium-Nitrogen-Oxygen System.
    Xiu, Pengyuan ; Jin, Miaomiao ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 557 (2021-12-15), S. N.PAG
    Online academicJournal
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  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    High temperature heat capacity of (U, Am)O2±x.
    Epifano, E. ; Beneš, O. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 494 (2017-10-01), S. 95-102
    Online academicJournal
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    Plutonium–uranium mixed oxide characterization by coupling micro-X-ray diffraction and absorption investigations
    Degueldre, C. ; Martin, M. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 416 (2011-09-01), Heft 1/2, S. 142-150
    Online academicJournal
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    Analysis of irradiated U-7wt%Mo dispersion fuel microstructures using automated image processing.
    Collette, R. ; King, J. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 475 (2016-07-01), S. 94-104
    Online academicJournal
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