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Integral-scale validation of the SCIANTIX code for Light Water Reactor fuel rods
Journal of nuclear materials, 2024-12, Vol.601, p.155305, Article 155305
2024
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Modelling of thermal conductivity and melting behaviour of minor actinide-MOX fuels and assessment against experimental and molecular dynamics data
Journal of nuclear materials, 2021-12, Vol.557, p.153312, Article 153312
2021
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Modelling and assessment of thermal conductivity and melting behaviour of MOX fuel for fast reactor applications
Journal of nuclear materials, 2020-12, Vol.541, p.152410, Article 152410
2020
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Modeling high burnup structure in oxide fuels for application to fuel performance codes. part I: High burnup structure formation
Journal of nuclear materials, 2020-10, Vol.539, p.152296, Article 152296
2020
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Modeling intra-granular fission gas bubble evolution and coarsening in uranium dioxide during in-pile transients
Journal of nuclear materials, 2020-09, Vol.538 (C), p.152195, Article 152195
2020
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Multiscale modeling of fission gas behavior in U3Si2 under LWR conditions
Journal of nuclear materials, 2019-08, Vol.522, p.97-110
2019
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A review of fuel performance modelling
Journal of nuclear materials, 2019-04, Vol.516 (C), p.373-412
2019
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Fission gas release from UO2 nuclear fuel: A review
Journal of nuclear materials, 2019-01, Vol.513, p.310-345
2019
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An effective numerical algorithm for intra-granular fission gas release during non-equilibrium trapping and resolution
Journal of nuclear materials, 2018-10, Vol.509 (C), p.687-699
2018
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A model describing intra-granular fission gas behaviour in oxide fuel for advanced engineering tools
Journal of nuclear materials, 2018-04, Vol.502 (C), p.323-330
2018
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Measurement and interpretation of the thermo-physical properties of UO2 at high temperatures: The viral effect of oxygen defects
Acta materialia, 2017-10, Vol.139, p.138-154
2017
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Physical and mechanical characterization of irradiated uranium dioxide with a broad burnup range and different dopants using acoustic microscopy
Journal of nuclear materials, 2017-10, Vol.494, p.322-329
2017
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A semi-empirical model for the formation and depletion of the high burnup structure in UO2
Journal of nuclear materials, 2017-04, Vol.487, p.23-29
2017
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Analysis of transient fission gas behaviour in oxide fuel using BISON and TRANSURANUS
Journal of nuclear materials, 2017-04, Vol.486 (C), p.96-110
2017
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Critical assessment of the pore size distribution in the rim region of high burnup UO2 fuels
Journal of nuclear materials, 2016-11, Vol.480, p.138-149
2016
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Microhardness and Young's modulus of high burn-up UO2 fuel
Journal of nuclear materials, 2016-10, Vol.479, p.447-454
2016
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PolyPole-1: An accurate numerical algorithm for intra-granular fission gas release
Journal of nuclear materials, 2016-09, Vol.478 (C), p.333-342
2016
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Towards the inclusion of open fabrication porosity in a fission gas release model
Journal of nuclear materials, 2015-11, Vol.466, p.351-356
2015
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Uncertainty and sensitivity analysis of fission gas behavior in engineering-scale fuel modeling
Journal of nuclear materials, 2015-01, Vol.456, p.398-408
2015
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Sensitivity study on Xe depletion in the high burn-up structure of UO2
Journal of nuclear materials, 2014-09, Vol.452 (1-3), p.166-172
2014
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Comment on the paper “Partitioning of selected fission products from irradiated oxide fuel induced by thermal treatment”
Journal of nuclear materials, 2014-04, Vol.447 (1-3), p.285-287
2014
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First-principles modelling of defects in advanced nuclear fuels
Physica status solidi. C, 2007-03, Vol.4 (3), p.1193-1196
2007
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KollektionApplied Social Sciences Index & Abstracts (ASSIA)
SpracheKoreanisch
ThemaExact Sciences And Technology
ThemaMaterials Science
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