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A model for the oxidation of zirconium-based alloys
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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Swelling and gas release in UO 2 at low and intermediate temperatures
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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4
In-pile dimensional changes in neutron irradiated zirconium base alloys
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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Re-solution effects and fission gas swelling in UO 2
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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6
Post-irradiation recovery of growth in zircaloy
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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7
On fission gas swelling below ~ 1200°C
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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8
Swelling and gas release in oxide fuels during fast temperature transients
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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9
Fission gas release from oxide fuels at high burnups
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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10
In-pile temperature dependence of the yield strength and growth of zircaloy
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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11
In-pile densification of intergranular porosity in oxide fuels
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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12
Fission gas swelling and long-range migration at low temperatures
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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13
Irradiation creep associated with dislocation climb
Veröffentlicht in Radiation effects
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14
Depleted zone formation and recovery during neutron irradiation
Veröffentlicht in Radiation effects
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15
Swelling and gas release in UO2 at low and intermediate temperatures
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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16
In-pile intragranular densification of oxide fuels
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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Re-solution effects and fission gas swelling in UO2
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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Post irradiation recovery of irradiation damage
Veröffentlicht in Radiation effects
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