University of Toronto (Canada).;
机译:核热推进粒度反应器热液压特性的数值研究和参数研究
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:第一次国际核电反应堆热水液上议会第40周年:过去四十年的热水液研究亮点
机译:颗粒床反应器中用于核热推进的热工水力特性的初步研究
机译:严重反应性发生的事故瞬变下自然循环研究反应器的耦合核,热液压和热机械响应的研究
机译:等温批量和非等温连续酶膜反应器方法研究TEM-1β-内酰胺酶的停用
机译:耦合非线性系统临界点的一级全面伴随敏感性分析方法。 II:应用于核反应堆热液压安全基准
机译:美国核管理委员会水反应堆安全信息会议记录(第19期)。第3卷。结构工程,先进反应堆研究,先进被动反应堆,人为因素研究,与先进被动轻水堆相关的人为因素问题,热工水力学,地球科学。 1991年10月28日至30日在马里兰州贝塞斯达举行