-
1
-
2
-
3
High-temperature steam-oxidation behavior of Zr-1Nb cladding alloy E110
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
4
Thermal and tritium transport in Li2O and Li2ZrO3
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
5
Thermal and tritium transport in Li 2O and Li 2ZrO 3
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
6
Materials integration issues for high performance fusion power systems
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
7
-
8
Tensile and impact properties of V–4Cr–4Ti alloy heats 832665 and 832864
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
9
Diffusion/desorption of tritium from irradiated beryllium
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
10
Irradiation creep of vanadium-base alloys
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
11
-
12
Revision of the tensile database for V–Ti and V–Cr–Ti alloys tested at ANL
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
13
Status of beryllium development for fusion applications
Veröffentlicht in Fusion engineering and design
VolltextArtikel -
14
-
15
-
16
Behavior of EBR-II Mk-V-type fuel elements in simulated loss-of-flow tests
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
17
Progress in tritium retention and release modeling for ceramic breeders
Veröffentlicht in Fusion engineering and design
VolltextArtikel -
18
-
19
-
20