يعرض 1 - 10 نتائج من 513 نتيجة بحث عن '"Fuel-cladding interactions"', وقت الاستعلام: 0.87s تنقيح النتائج
  1. 1
    مؤتمر
    High Burn-Up Spent Nuclear Fuel Vibration Integrity Study

    المساهمون: Scaglione, John [Oak Ridge National Lab. (ORNL), Oak Ridge, TN (United States)]

    المصدر: Conference: WM2015, Phoenix, AZ (United States), 15-19 Mar 2015

    وصف الملف: Medium: ED; Size: 11 p.

    URL الوصول: http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/1210132

    أضف إلى المفضلة
  2. 2
    تقرير
    Status Report on Irradiation Capsules Designed to Evaluate FeCrAl-UO2 Interactions

    المساهمون: Howard, Richard [Oak Ridge National Lab. (ORNL), Oak Ridge, TN (United States)]

    وصف الملف: Medium: ED; Size: 19 p.

    URL الوصول: http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/1287032

    أضف إلى المفضلة
  3. 3
    تقرير
    Selection of Nuclear Fuel for TREAT: UO2 vs U3O8

    المساهمون: Parga, Clemente [Idaho National Lab. (INL), Idaho Falls, ID (United States)]

    وصف الملف: Medium: ED; Size: 43 p.

    URL الوصول: http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/1260461

    أضف إلى المفضلة
  4. 4
    تقرير
    Standalone BISON Fuel Performance Results for Watts Bar Unit 1, Cycles 1-3

    المساهمون: Powers, Jeffrey [Oak Ridge National Lab. (ORNL), Oak Ridge, TN (United States)]

    وصف الملف: Medium: ED; Size: 118 p.

    URL الوصول: http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/1248783

    أضف إلى المفضلة
  5. 5
    تقرير
    High Temperature Fuel Cladding Chemical Interactions Between TRIGA Fuels and 304 Stainless Steel

    المساهمون: Woolstenhulme, Eric [Idaho National Lab. (INL), Idaho Falls, ID (United States)]

    وصف الملف: Medium: ED; Size: 86 p.

    URL الوصول: http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/1259949

    أضف إلى المفضلة
  6. 6
    تقرير
    Determine Operating Reactor to Use for the 2016 PCI Level 1 Milestone

    المساهمون: Clarno, Kevin [Oak Ridge National Lab. (ORNL), Oak Ridge, TN (United States)]

    وصف الملف: Medium: ED; Size: 10 p.

    URL الوصول: http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/1238027

    أضف إلى المفضلة
  7. 7
    مؤتمر
    Radiation Effect on Microstructural Stability of RERTR Fuel

    المساهمون: Wachs, D

    المصدر: Conference: 12th Annual Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (RRFM),Hamburg, Germany,03/02/2008,03/05/2008

    وصف الملف: Medium: ED

    URL الوصول: http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/927630

    أضف إلى المفضلة
  8. 8
    تقرير
    Rate Theory Modeling and Simulations of Silicide Fuel at LWR Conditions

    المساهمون: Yacout, Abdellatif [Argonne National Lab. (ANL), Argonne, IL (United States)]

    وصف الملف: Medium: ED; Size: 30 p.

    URL الوصول: http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/1232625

    أضف إلى المفضلة
  9. 9
    تقرير
    Status Report on the Fabrication of Fuel Cladding Chemical Interaction Test Articles for ATR Irradiations

    المساهمون: Howard, Richard [Oak Ridge National Lab. (ORNL), Oak Ridge, TN (United States)]

    وصف الملف: Medium: ED; Size: 26 p.

    URL الوصول: http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/1239760

    أضف إلى المفضلة
  10. 10
    مؤتمر
    Interdiffusion between U-Pu-Zr fuel and HT9 cladding

    المساهمون: Petri, M [Argonne National Lab., IL (United States)]

    المصدر: Conference: 34. annual conference of the Canadian Nuclear Association,Montreal (Canada),5-8 Jun 1994; Other Information: PBD: [1994]

    وصف الملف: Medium: ED; Size: 12 p.

    URL الوصول: http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/10154494

    أضف إلى المفضلة
أدوات البحث: أحصل على تغذية RSS – أرسل هذا البحث بالبريد الإلكتروني – حفظ البحث – جدول التنبيهات: لا شيء