Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory,Nuclear Power Institute of China,61004 China;
机译:核电厂设计特征-IAEA动力堆信息系统(PRIS)中核电厂设计特征的结构
机译:核安全标准标准及批准快速反应堆核电厂设计过程(ANS-54.1)
机译:装有WER反应堆的核电站新项目中使用的被动安全系统运行期间发生的热力-液压过程的实验研究
机译:超临界水冷抗液电厂安全系统设计
机译:核电厂安全用热电发电机热管理系统的分析与设计。
机译:基于改进遗传算法的热电厂烟尘实时监测系统设计
机译:核电力反应器设施抗震设计的新监管指南及现有核电站地震安全性的重新评估
机译:反应堆安全研究:美国商业核电厂事故风险评估。附录七。反应堆事故中放射性的释放。附录八。反应堆熔毁事故中的物理过程。附录九。核电厂安全设计理念。附录X.设计充分性。