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    Pore growth in U-Mo/Al dispersion fuel
    Kim, Yeon Soo ; Jeong, G.Y. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 478 (2016-09-01), S. 275-286
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Fission induced swelling of U–Mo/Al dispersion fuel
    Kim, Yeon Soo ; Jeong, G.Y. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 465 (2015-10-01), S. 142-152
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    In-pile test results of U-silicide or U-nitride coated U-7Mo particle dispersion fuel in Al
    Kim, Yeon Soo ; Park, J.M. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 454 (2014-11-01), Heft 1-3, S. 238-246
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Thermal conductivities of actinides (U, Pu, Np, Cm, Am) and uranium-alloys (U–Zr, U–Pu–Zr and U–Pu–TRU–Zr)
    Kim, Yeon Soo ; Cho, Tae Won ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 445 (2014-02-01), Heft 1-3, S. 272-280
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    U–Mo alloy fuel for TRU-burning advanced fast reactors
    Kim, Yeon Soo ; Hofman, G.L. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 441 (2013-10-01), Heft 1-3, S. 520-524
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Fission induced swelling and creep of U–Mo alloy fuel
    Kim, Yeon Soo ; Hofman, G.L. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 437 (2013-06-01), Heft 1-3, S. 37-46
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Recrystallization and fission-gas-bubble swelling of U–Mo fuel
    Kim, Yeon Soo ; Hofman, G.L. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 436 (2013-05-01), Heft 1-3, S. 14-22
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Insights on fission products behaviour in nuclear severe accident conditions by X-ray absorption spectroscopy
    Geiger, E. ; Bès, R. ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 471 (2016-04-01), S. 25-33
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
xs 0 - 576
sm 576 - 768
md 768 - 992
lg 992 - 1200
xl 1200 - 1366
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