-
1
-
2
-
3
-
4
A model for the oxidation of zirconium-based alloys
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
5
-
6
In-pile temperature dependence of the yield strength and growth of zircaloy
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
7
In-pile densification of intergranular porosity in oxide fuels
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
8
Post-irradiation recovery of growth in zircaloy
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
9
On fission gas swelling below ~ 1200°C
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
10
In-pile dimensional changes in neutron irradiated zirconium base alloys
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
11
A model for the transition in the oxidation of zirconium-base alloys
Veröffentlicht in Radiation effects
VolltextArtikel -
12
Fission gas release from oxide fuels at high burnups
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
13
Swelling and gas release in oxide fuels during fast temperature transients
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
14
Post irradiation recovery of irradiation damage
Veröffentlicht in Radiation effects
VolltextArtikel -
15
Fission gas swelling and long-range migration at low temperatures
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
16
Swelling and gas release in UO2 at low and intermediate temperatures
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
17
In-pile intragranular densification of oxide fuels
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
18
Precipitation of nitrogen on dislocation in niobium
Veröffentlicht in Acta metallurgica
VolltextArtikel -
19
Re-solution effects and fission gas swelling in UO2
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
VolltextArtikel -
20