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    CORE DESIGN, SPENT-FUEL CHARACTERISTICS ASSESSMENT, AND FUEL CYCLE ANALYSIS FOR THORIUM-URANIUM BREEDING RECYCLE IN PRESSURIZED WATER REACTORS.
    GUANGWEN, BI ; SHENGYI, SI ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 183 (2013-09-01), Heft 3, S. 308-320
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    SEPARATION AND RECOVERY OF URANIUM METAL FROM SPENT LIGHT WATER REACTOR FUEL VIA ELECTROLYTIC REDUCTION AND ELECTROREFINING.
    Hermann, S. D. ; Li, S. X.
    In: Nuclear Technology, Jg. 171 (2010-09-01), Heft 3, S. 247-265
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    SYNTHESIS OF SILICA-COATED URANIUM OXIDE NANOPARTICLES BY SURFACTANT-TEMPLATED SOL-GEL PROCESS FOR USE AS CATALYSTS.
    HASAN, SHAMEEM ; GHOSH, TUSHAR K.
    In: Nuclear Technology, Jg. 181 (2013-02-01), Heft 2, S. 371-379
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    SYNTHESIS OF URANIUM OXIDE NANOPARTICLES IN AQUEOUS SOLUTIONS.
    HASAN, SHAMEEM ; GHOSH, TUSHAR K.
    In: Nuclear Technology, Jg. 173 (2011-03-01), Heft 3, S. 310-317
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    WATER SORPTION AND GAMMA RADIOLYSIS STUDIES FOR URANIUM OXIDES.
    Icenhour, Alan S. ; Toth, L. M. ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 147 (2004-08-01), Heft 2, S. 258-268
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  6. Detailansicht für Treffer 6 öffnen
    DIFFUSION MODEL FOR ELECTROLYTIC REDUCTION OF URANIUM OXIDES IN A MOLTEN LiCl-Li<subscript>2</subscript>O SALT.
    PHONGIKAROON, SUPATHORN ; HERRMANN, STEVEN D. ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 174 (2011-04-01), Heft 1, S. 85-93
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    AN ELECTROCHEMICAL REDUCTION OF URANIUM OXIDE IN THE ADVANCED SPENT-FUEL CONDITIONING PROCESS.
    Sang Mun Jeong ; Hur, Jin-Mok ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 162 (2008-05-01), Heft 2, S. 184-191
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    FEATURES OF HYBRID CORE CALCULATIONS AT BFS-62-3A EXPERIMENTS.
    MITENKOVA, E. E. ; NOVIKOV, N. V. ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 183 (2013-09-01), Heft 3, S. 446-454
    academicJournal
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    APPLICATION OF THE PITZER METHOD FOR MODELING DENSITIES OF ACTINIDE SOLUTIONS IN THE SCALE CODE SYSTEM.
    Weber, Charles F. ; Hopper, Calvin M.
    In: Nuclear Technology, Jg. 153 (2006), Heft 1, S. 1-8
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    LWR SEVERE ACCIDENT SIMULATION FISSION PRODUCT BEHAVIOR IN FPT2 EXPERIMENT.
    GIRAULT, N. ; BOSLAND, L. ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 169 (2010-03-01), Heft 3, S. 218-238
    academicJournal
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