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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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    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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    Synthesis of UO2 and ThO2 doped with Gd2O3.
    Baena, Angela ; Cardinaels, Thomas ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 461 (2015-06-01), S. 271-281
    Online academicJournal
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    Experimental evidence of the formation of a new chemical phase in a power ramped UO2 nuclear fuel.
    Desgranges, L. ; Lamontagne, J. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 457 (2015-02-01), S. 246-251
    Online academicJournal
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    Sensitivity study on Xe depletion in the high burn-up structure of UO<subscript>2</subscript>.
    Holt, L. ; Schubert, A. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 452 (2014-09-01), Heft 1-3, S. 166-172
    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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    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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    Direct electrochemical reduction of solid uranium oxide in molten fluoride salts
    Gibilaro, Mathieu ; Cassayre, Laurent ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 414 (2011-07-15), Heft 2, S. 169-173
    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 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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    ADAGIO technique: From UO<subscript>2</subscript> fuels to MOX fuels
    Pontillon, Y. ; Desgranges, L. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 385 (2009-03-15), Heft 1, S. 137-141
    Online academicJournal
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    A physical and chemical analysis of fast quenched particles of UO<subscript>2</subscript> and ZrO<subscript>2</subscript> mixture
    Min, Beong Tae ; Song, Jin Ho ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 358 (2006-11-30), Heft 2/3, S. 243-254
    Online academicJournal
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    Microstructure of irradiated SBR MOX fuel and its relationship to fission gas release
    Fisher, S.B. ; White, R.J. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 306 (2002-12-01), Heft 2/3, S. 153-172
    Online academicJournal
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    Characterization of the conductivity of metal-oxide interface of zirconium based fuel cladding at low and high burnups.
    Hawes, Jonathan ; Baris, Adrienn ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 534 (2020-06-01), S. N.PAG
    Online academicJournal
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