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    Grid-to-rod fretting in nuclear power reactors: Driving mechanisms, research methodologies and mitigation measures
    Deng, Yangbin ; Liu, Cong ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 587 (2023-12-15)
    academicJournal
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    Fission products at the fuel-cladding interface of PWR fuel rods: morphological and chemical study
    Schneider, C. ; Fayette, L. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 585 (2023-11-01)
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Simulation of radioactive fission gas release from defective PWR fuel rod using the MFPR/R mechanistic code
    Tarasov, V.I. ; Ozrin, V.D. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 583 (2023-09-01)
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A novel protocol to recycle zirconium from zirconium alloy cladding from used nuclear fuel rods
    Vestal, Breanna K. ; Travis, Jordan ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 578 (2023-05-01)
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Influence of point defect accumulation on in-pile thermal conductivity degradation: Fuel rod defect distribution and deviation between in-pile and post irradiation thermal conductivity
    Ferrigno, Joshua ; Adnan, Saqeeb ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 573 (2023)
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Radial hydride fraction with various rod internal pressures and hydrogen contents for Zr-Nb alloy cladding tube
    Kim, Dongyeon ; Woo, Dahyeon ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 572 (2022-12-15)
    academicJournal
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    Detailed characterization of a PWR fuel rod at high burnup in support of LOCA testing
    Cappia, F. ; Wright, K. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 569 (2022-10-01)
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Characterization of modeling and experimental data inconsistencies from burst testing for high-burnup commercial fuel rod applications
    Capps, Nathan ; Sweet, Ryan
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 563 (2022-05-01)
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Post-irradiation characterization of a high burnup mixed oxide fuel rod with minor actinides
    Frazer, D. ; Cappia, F. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 562 (2022-04-15)
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Study of the hardness and Young's modulus at the fuel-cladding interface of a high-burnup PWR fuel rod by nanoindentation measurements
    Schneider, C. ; Fayette, L. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 560 (2022-03-01)
    academicJournal
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    Modelling effects of transient FGR in LWR fuel rods during a LOCA
    Khvostov, Grigori
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 559 (2022-02-01)
    academicJournal
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  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    Research on the nuclear fuel rods melting behaviors by alternative material experiments
    Li, Yonglin ; Tian, Wenxi ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 559 (2022-02-01)
    academicJournal
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    Bending testing and characterization of surrogate nuclear fuel rods made of Zircaloy-4 cladding and aluminum oxide pellets
    Wang, Hong ; Wang, Jy-An John
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 479 (2016-10-01), S. 470-482
    academicJournal
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    Multidimensional simulations of hydrides during fuel rod lifecycle
    Stafford, D.S.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 466 (2015-11-01), S. 362-372
    academicJournal
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    Contribution to the description of the absorber rod behavior in severe accident conditions: An experimental investigation of the Ag–Zr phase diagram
    Decreton, A. ; Benigni, P. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 465 (2015-10-01), S. 849-856
    academicJournal
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    A particle assembly/constrained expansion (PACE) model for the formation and structure of porous metal oxide deposits on nuclear fuel rods in pressurized light water reactors
    Brenner, Donald W. ; Lu, Shijing ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 457 (2015-02-01), S. 209-212
    academicJournal
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    Morphological analysis of zirconium nuclear fuel retaining rods braided with SiC: Quality assurance and defect identification
    Glazoff, Michael V. ; Hiromoto, Robert ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 451 (2014-08-01), Heft 1-3, S. 216-224
    academicJournal
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    Degradation in steam of 60 cm-long B4C control rods
    Dominguez, C. ; Drouan, D.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 451 (2014-08-01), Heft 1-3, S. 111-119
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Evidence of tellurium iodide compounds in a power-ramped irradiated UO2 fuel rod
    Desgranges, L. ; Riglet-Martial, Ch. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 437 (2013-06-01), Heft 1-3, S. 409-414
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    The effect of fuel rod oxidation on PCMI-induced fuel failure
    Kim, Kyu-Tae
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 418 (2011), Heft 1, S. 249-260
    academicJournal
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