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On the oxidation mechanism of U3Si2 accident tolerant nuclear fuel

  • Published:2020-09 Issue: Volume:174 Page:108822
  • ISSN:0010-938X
  • Container-title:Corrosion Science
  • language:en
  • Short-container-title:Corrosion Science

Author:

Harrison R.W.,Gasparrini C.,Worth R.N.,Buckley J.,Wenman M.R.,Abram T.

Funder

EPSRC

UK Government Nuclear Innovation Programme on Advanced Fuels

Publisher

Elsevier BV

Subject

General Materials Science,General Chemical Engineering,General Chemistry

Reference26 articles.

1. Material selection for accident tolerant fuel cladding;Pint;Metall. Mater. Trans. E.,2015

2. Uranium silicide pellet fabrication by powder metallurgy for accident tolerant fuel evaluation and irradiation;Harp;J. Nucl. Mater.,2015

3. Thermophysical properties of U3Si2 to 1773K;White;J. Nucl. Mater.,2015

4. Temperature-dependent swelling in irradiated U3Si fuel elements;Hastings;J. Nucl. Mater.,1970

5. Effect of swelling on thermal conductivity and postirradiation densification of U3Si;Hastings;J. Am. Ceram. Soc.,1972

Cited by 9 articles. 订阅此论文施引文献 订阅此论文施引文献，注册后可以免费订阅5篇论文的施引文献，订阅后可以查看论文全部施引文献

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