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Grain boundary engineering for structure materials of nuclear reactors
Journal of nuclear materials, 2013-10, Vol.441 (1-3), p.661-666
2013
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Microstructure control for high strength 9Cr ferritic–martensitic steels
Journal of nuclear materials, 2012-03, Vol.422 (1-3), p.45-50
2012
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Radiation response of a 9 chromium oxide dispersion strengthened steel to heavy ion irradiation
Journal of nuclear materials, 2008-03, Vol.375 (1), p.26-37
2008
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Thermomechanical treatment for improved neutron irradiation resistance of austenitic alloy (Fe–21Cr–32Ni)
Journal of nuclear materials, 2013-06, Vol.437 (1-3), p.70-74
2013
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Response of nanoclusters in a 9Cr ODS steel to 1 dpa, 525 °C proton irradiation
Journal of nuclear materials, 2010-01, Vol.407 (1), p.2-9
2010
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Dependence on grain boundary structure of radiation induced segregation in a 9 wt.% Cr model ferritic/martensitic steel
Journal of nuclear materials, 2013-04, Vol.435 (1-3), p.172-180
2013
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Roles of vacancy/interstitial diffusion and segregation in the microchemistry at grain boundaries of irradiated Fe–Cr–Ni alloys
Journal of nuclear materials, 2016-05, Vol.473 (2), p.35-53
2016
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On the mechanism of radiation-induced segregation in austenitic Fe–Cr–Ni alloys
Journal of nuclear materials, 1998-05, Vol.255 (1), p.44-58
1998
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Dependence on grain boundary structure of radiation induced segregation in a 9wt.% Cr model ferritic/martensitic steel
Journal of nuclear materials, 2013-04, Vol.435 (1-3), p.172-180
2013
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Thermomechanical treatment for improved neutron irradiation resistance of austenitic alloy (Fe-21Cr-32Ni)
Journal of nuclear materials, 2013-06, Vol.437 (1 - 3)
2013
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Microchemistry and microstructure of proton-irradiated austenitic alloys: toward an understanding of irradiation effects in LWR core components
Journal of nuclear materials, 1999-04, Vol.270 (1), p.96-114
1999
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Radiation Response of a 9 Cr Oxide Dispersion Strengthened Steel to Heavy Ion Irradiation
Journal of nuclear materials, 2008-01, Vol.375 (1)
2008
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Microchemistry and microstructure of proton-irradiated austenitic alloys: towards an understanding of irradiation effects in LWR core components
Journal of nuclear materials, 1999-04, Vol.270 (1-2), p.96-114
1999
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Halogen stress corrosion cracking of zircaloy-4 tubing
Journal of nuclear materials, 1975, Vol.55 (1), p.64-82
1975
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