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The effect of cerium, neodymium, and ytterbium doping on UO2 dissolution
Journal of nuclear materials, 2024-01, Vol.591
2024
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UO2 solubility and chemical interactions in molten LiCl-Li2O
Journal of nuclear materials, 2024-10, Vol.599, p.155220, Article 155220
2024
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The effect of cerium, neodymium, and ytterbium doping on UO2 dissolution
Journal of nuclear materials, 2024-04, Vol.591 (C), p.154916, Article 154916
2024
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Modeling of fission gas diffusion and release for ▪ doped
Journal of nuclear materials, 2023-10, Vol.584, p.154575, Article 154575
2023
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Modelling radiation-induced oxidative dissolution of UO2-based spent nuclear fuel on the basis of the hydroxyl radical mediated surface mechanism
Journal of nuclear materials, 2023-05, Vol.578, p.154369, Article 154369
2023
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Oxidation of UN/U2N3-UO2 composites: an evaluation of UO(2 )as an oxidation barrier for the nitride phases
Journal of nuclear materials, 2021-02, Vol.544
2021
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Effect of hydrogen on oxidative dissolution of epsilon particles-doped UO2 pellets under carbonate condition with hydrogen peroxide
Journal of nuclear materials, 2025-01, Vol.603, p.155381, Article 155381
2025
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Oxidation of UN/U2N3-UO2 composites: an evaluation of UO2 as an oxidation barrier for the nitride phases
Journal of nuclear materials, 2021-02, Vol.544, p.152700, Article 152700
2021
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Coated ZrN sphere-UO 2 composites as surrogates for UN-UO 2 accident tolerant fuels
Journal of nuclear materials, 2022, Vol.567, p.153845
2022
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Conductivity of UO2 ceramics: Effect of a weakly to strongly branched pore network up to 500 ∘C (exp) and numerical simulations beyond
Journal of nuclear materials, 2024-10, Vol.599, p.155246, Article 155246
2024
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Performance and properties evolution of near-term accident tolerant fuel: Cr-doped UO2
Journal of nuclear materials, 2024-03, Vol.594
2024
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An evaluation of tri-valent oxide (Cr2O3) as a grain enlarging dopant for UO2 nuclear fuels fabricated under reducing environment
Journal of nuclear materials, 2021-09, Vol.553, p.153053, Article 153053
2021
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In-situ high resolution photoelectron spectroscopy study on interaction of sodium with UO2+x film (0 ≤ x ≤ 1)
Journal of nuclear materials, 2021-03, Vol.545, p.152646, Article 152646
2021
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Encapsulated additive nuclear fuels as an innovative accident tolerant fuel concept: fabrication, characterisation and oxidation resistance
Journal of nuclear materials, 2023
2023
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Role of microstructure on CO corrosion of SiC layer in UO₂-TRISO fuel
Journal of nuclear materials, 2020-04, Vol.537 (1)
2020
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Experimental results of conductive inserts to reduce nuclear fuel temperature during nuclear volumetric heating
Journal of nuclear materials, 2022-11, Vol.574 (-)
2022
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Fuel-clad interactions: Uranium nitride and uranium dioxide with FeCrAl and Ti-modified stainless steel
Journal of nuclear materials, 2024-04, Vol.591, p.154903, Article 154903
2024
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Modeling the UO2 ex-AUC pellet process and predicting the fuel rod temperature distribution under steady-state operating condition
Journal of nuclear materials, 2018-06, Vol.504, p.191-197
2018
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Effects of irradiation on mechanical properties of nuclear UO2 fuels evaluated by Vickers indentation at room temperature
Journal of nuclear materials, 2021-04, Vol.547, p.152821, Article 152821
2021
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Ab initio study of the adsorption of O, O2, H2O and H2O2 on UO2 surfaces using DFT+U and non-collinear magnetism
Journal of nuclear materials, 2024-10, Vol.599, p.155249, Article 155249
2024
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Detailed characterization of a PWR fuel rod at high burnup in support of LOCA testing
Journal of nuclear materials, 2022-10, Vol.569 (C), p.153881, Article 153881
2022
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The lattice contraction of UO2 from Cr doping as determined via high resolution synchrotron X-ray powder diffraction
Journal of nuclear materials, 2024-07, Vol.595, p.155046, Article 155046
2024
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Effects of irradiation temperature on the response of CeO2, ThO2, and UO2 to highly ionizing radiation
Journal of nuclear materials, 2019-11, Vol.525 (C), p.83-91
2019
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Performance and properties evolution of near-term accident tolerant fuel: Cr-doped UO2
Journal of nuclear materials, 2024-06, Vol.594 (C), p.155022, Article 155022
2024
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Interaction between Xe bubbles and grain boundaries as well as the influences on structural evolution in UO2: A molecular dynamics simulation
Journal of nuclear materials, 2024-06, Vol.594, p.155039, Article 155039
2024
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