Journal of Nuclear Materials
SCOPUS (1959-2024)SCIE-ISI
0022-3115
Cơ quản chủ quản: Elsevier
Lĩnh vực:
Nuclear and High Energy PhysicsNuclear Energy and EngineeringMaterials Science (miscellaneous)
Các bài báo tiêu biểu
Accident tolerant fuel cladding development: Promise, status, and challenges
Tập 501 - Trang 13-30 - 2018
Intragranular cellular segregation network structure strengthening 316L stainless steel prepared by selective laser melting
Tập 470 - Trang 170-178 - 2016
Comparison of swelling and irradiation creep behavior of fcc-austenitic and bcc-ferritic/martensitic alloys at high neutron exposure
Tập 276 Số 1-3 - Trang 123-142 - 2000
Oxide dispersion-strengthened steels: A comparison of some commercial and experimental alloys
Tập 341 Số 2-3 - Trang 103-114 - 2005
Some thoughts on the mechanisms of in-reactor corrosion of zirconium alloys
Tập 336 Số 2-3 - Trang 331-368 - 2005
Terminal solubility and partitioning of hydrogen in the alpha phase of zirconium, Zircaloy-2 and Zircaloy-4
Tập 22 Số 3 - Trang 292-303 - 1967