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    EPMA and SEM of fuel samples from PWR rods with an average burn-up of around 100 MWd/kgHM
    Manzel, R. ; Walker, C.T.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 301 (2002-03-01), Heft 2/3, S. 170-182
    Online academicJournal
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    Measurement of PuO2 film thickness by electron probe microanalysis (EPMA) calibration curve method.
    Stanford, J.A. ; Teslich, N. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 530 (2020-03-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    Detailed characterization of a PWR fuel rod at high burnup in support of LOCA testing.
    Cappia, F. ; Wright, K. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 569 (2022-10-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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    Numerical simulation of grain boundary carbides evolution in 316H stainless steel.
    Xiong, Qingrong ; Robson, Joseph D. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 508 (2018-09-01), S. 299-309
    Online academicJournal
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    Post-irradiation examinations and high-temperature tests on undoped large-grain UO2 discs.
    Noirot, J. ; Pontillon, Y. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 462 (2015-07-01), S. 77-84
    Online academicJournal
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    Aqueous alteration of VHTR fuels particles under simulated geological conditions.
    Ait Chaou, Abdelouahed ; Abdelouas, Abdesselam ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 448 (2014-05-01), Heft 1-3, S. 206-216
    Online academicJournal
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    Thermodynamics of chromium in UO<subscript>2</subscript> fuel: A solubility model.
    Riglet-Martial, Ch. ; Martin, Ph. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 447 (2014-04-01), Heft 1-3, S. 63-72
    Online academicJournal
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    Fission gas release behaviour of a 103GWd/t<subscript>HM</subscript> fuel disc during a 1200°C annealing test.
    Noirot, J. ; Pontillon, Y. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 446 (2014-03-01), Heft 1-3, S. 163-171
    Online academicJournal
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    Study of the corrosion of austenitic stainless steel D9 in Lead–Bismuth Eutectic (LBE): Extension of the Available Space Model to a ternary alloy
    Koury, D. ; Johnson, A.L. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 429 (2012-10-01), Heft 1-3, S. 210-215
    Online academicJournal
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    Corrosion product deposits on boiling-water reactor cladding: Experimental and theoretical investigation of magnetic properties
    Orlov, A. ; Degueldre, C. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 416 (2011-09-01), Heft 1/2, S. 117-124
    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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    Deuterium retention, blistering and local melting at tungsten exposed to high-fluence deuterium plasma
    Shu, W.M. ; Nakamichi, M. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 390-391 (2009-06-15), S. 1017-1021
    Online academicJournal
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    Characterization of ThO<subscript>2</subscript>–UO<subscript>2</subscript> pellets made by co-precipitation process
    Kutty, T.R.G. ; Khan, K.B. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 389 (2009-06-01), Heft 3, S. 351-358
    Online academicJournal
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  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    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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