Sie befinden Sich nicht im Netzwerk der Universität Paderborn. Der Zugriff auf elektronische Ressourcen ist gegebenenfalls nur via VPN oder Shibboleth (DFN-AAI) möglich. mehr Informationen...
Sortiert nach
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Development and application of a microstructure dependent thermal resistor model for UO2 reactor fuel with high thermal conductivity additives
Journal of nuclear materials, 2020-11, Vol.540, p.152334, Article 152334
2020
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Characterization of U-Zr fuel with alloying additive Sb for immobilizing fission product lanthanides
Journal of nuclear materials, 2018-01, Vol.498 (C), p.332-340
2018
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Microstructural characterization of annealed U-12Zr-4Pd and U-12Zr-4Pd-5Ln: Investigating Pd as a metallic fuel additive
Journal of nuclear materials, 2018-04, Vol.502 (C), p.106-112
2018
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Assessment of Te as a U-Zr fuel additive to mitigate fuel-cladding chemical interactions
Journal of nuclear materials, 2019-01, Vol.513, p.175-184
2019
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Challenges and opportunities to alloyed and composite fuel architectures to mitigate high uranium density fuel oxidation: uranium silicide
Journal of nuclear materials, 2021-09, Vol.553 (C), p.153026, Article 153026
2021
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Challenges and opportunities to alloyed and composite fuel architectures to mitigate high uranium density fuel oxidation: Uranium diboride and uranium carbide
Journal of nuclear materials, 2022-03, Vol.560 (-), p.153502, Article 153502
2022
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Numerical investigation of the thermal conductivity of UO2 – Mo microplate fuel pellets to realize enhanced heat transfer in the fuel radial direction
Journal of nuclear materials, 2021-10, Vol.554, p.153075, Article 153075
2021
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
3Y-TZP Toughened and Oxidation-resistant U3Si2 Composites for Accident Tolerant Fuels
Journal of nuclear materials, 2021-02, Vol.544, p.152691, Article 152691
2021
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
High temperature steam oxidation dynamics of U3Si2 with alloying additions: Al, Cr, and Y
Journal of nuclear materials, 2020-05, Vol.533 (C), p.152072, Article 152072
2020
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Oxidative dissolution of ADOPT compared to standard UO2 fuel
Journal of nuclear materials, 2017-05, Vol.488, p.123-128
2017
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
SEM characterization of two advanced fuel alloys: U-10Zr-4.3Sn and U-10Zr-4.3Sn-4.7Ln
Journal of nuclear materials, 2017-10, Vol.494, p.334-341
2017
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Interactions and immobilization of lanthanides with dopants in uranium-based metallic fuels
Journal of nuclear materials, 2020-11, Vol.540 (C), p.152372, Article 152372
2020
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Microstructural characterization of as-cast U-20Pu-10Zr-3.86Pd and U-20Pu-10Zr-3.86Pd-4.3Ln
Journal of nuclear materials, 2018-09, Vol.508 (C), p.310-318
2018
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
A novel approach to selection of dopant to immobilize neodymium in uranium-based metallic fuels
Journal of nuclear materials, 2020-02, Vol.529, p.151922, Article 151922
2020
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Thermodynamic stability studies of Ce-Sb compounds with Fe
Journal of nuclear materials, 2018-02, Vol.499 (C), p.440-445
2018
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Cr-incorporated uranium nitride composite fuels with enhanced mechanical performance and oxidation resistance
Journal of nuclear materials, 2022-02, Vol.559, p.153486, Article 153486
2022
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
Open Access
    Datensatz exportieren als...
  • BibTeX
Impact of uranium oxide (UO2) fuel with molybdenum (Mo) inserts on pressurized water reactor performance and safety
Journal of nuclear materials, 2020-12, Vol.542, p.152492, Article 152492
2020
Link zum Volltext
Verfügbarkeit prüfen
1 – 17 von 17
Suche als RSS-Feed
Aktive Filter
ThemaExact Sciences And Technology
KollektionElsevier Journal Backfiles on ScienceDirect (DFG Nationallizenzen)
ThemaFuels
ThemaMaterials Science, Multidisciplinary
ThemaNuclear Science & Technology
Suchergebnisse filtern
Filter anzeigen