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Thermo-Hydro-Mechanical-Chemical (THMC) Processes in Bentonite Barrier Systems
2024
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Research in actinide geochemistry: Do we need speciation information at the molecular level?
MRS proceedings, 2006, Vol.932, Article 22.1
2006
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Radionuclide Behaviour in the Natural Environment: Science, Implications and Lessons for the Nuclear Industry
1, 2012
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Experimental investigation of uranium release from spent nuclear fuels under conditions expected in a deep geological repository
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2023-09, Vol.2, p.149-150
2023
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Time to change the geoscientific perspective!?
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2023-09, Vol.2, p.195-195
2023
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Stainless steel corrosion under anoxic, highly saline and elevated temperature conditions
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2023-09, Vol.2, p.39-40
2023
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Reactive transport modelling of long-term interactions between iron and MX-80 bentonite
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2021-11, Vol.1, p.169-170
2021
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Radionuclide geochemistry: solubility and thermodynamics in an HLW repository
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2021-11, Vol.1, p.149-150
2021
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Experimental investigation of fission gas release from spent nuclear fuels under conditions expected in a deep geological repository
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2023-09, Vol.2, p.153-154
2023
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The Effect of Nearfield Constraints on the Corrosion Behavior of High Burnup Spent Fuel
MRS proceedings, 2006, Vol.932, Article 473
2006
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An interdisciplinary view of the long-term evolution of repository systems across scales: the iCROSS project
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2021-11, Vol.1, p.85-87
2021
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Diffusive transport of uranium and americium through clay rock down to ultra-trace levels
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2021-11, Vol.1, p.153-154
2021
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Anaerobic corrosion of carbon steel in compacted bentonite exposed to natural Opalinus clay porewater: Bentonite alteration study
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2021-11, Vol.1, p.103-104
2021
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Impact of increased temperatures on the geochemical behaviour of trivalent actinides in aquatic systems
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2021-11, Vol.1, p.159-160
2021
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Twenty years of research on spent nuclear fuel in the context of final disposal at KIT-INE in multinational collaborative projects
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2021-11, Vol.1, p.237-238
2021
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Spectroscopic and chemical investigations on volatile fission and activation products within the fuel-cladding interface of irradiated pressurised water reactor fuel rod segments
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2021-11, Vol.1, p.5-6
2021
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Cement as a component of the multi-barrier system: radionuclide retention in cementitious environments
Safety of Nuclear Waste Disposal, 2021-11, Vol.1, p.151-152
2021
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Corrosion Behavior of Pre-oxidized High Burnup Spent Fuel in Salt Brine
MRS proceedings, 2003, Vol.807, Article 53
2003
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Mobilization/Retention of Radionuclides during Corrosion of High Burnup Spent Fuel and Backfill Materials in Salt Brines
MRS proceedings, 2002, Vol.757, Article II8.2
2002
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Impact of Hydrogen Overpressure on Spent Fuel Alteration Behavior in Salt Brine During a Three-Year Long Corrosion Test
MRS proceedings, 2004, Vol.824, Article CC2.7
2004
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ChemInform Abstract: Actinide Geochemistry: From the Molecular Level to the Real System
ChemInform, 2009-12, Vol.40 (51), p.no-no
2009
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Model Analysis
Thermo-Hydro-Mechanical-Chemical (THMC) Processes in Bentonite Barrier Systems, 2024
2024
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Contributions
Thermo-Hydro-Mechanical-Chemical (THMC) Processes in Bentonite Barrier Systems, 2024
2024
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Intro
Thermo-Hydro-Mechanical-Chemical (THMC) Processes in Bentonite Barrier Systems, 2024
2024
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Synthesis and Outlook
Thermo-Hydro-Mechanical-Chemical (THMC) Processes in Bentonite Barrier Systems, 2024
2024
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