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Transient Analysis of the PlUS Advanced Reactor Design with the TRAC-PF1/MOD2 Code
Boyack, B. E. OFFICE OF SCIENCE & TECHNICAL INFORMATION US DEPT OF ENERGY 1995 Nuclear safety Vol.36 No.2
TPG response to the foregoing letters-to-the-editor
G.E. Wilson, B.E. Boyack, I. Catton, R.B. Duffey, North-Holland Pub. Co 1992 Nuclear engineering and design Vol.132 No.3
Quantifying reactor safety margins part 1: An overview of the code scaling, applicability, and uncertainty evaluation methodology
B.E. Boyack, I. Catton (UCLA), R.B. Duffey (INEL) North-Holland Pub. Co 1990 Nuclear engineering and design Vol.119 No.1
An Integral Solution for the Laminar Radial Outflow of a Viscous Fluid Between Parallel Stationary Disks
Boyack, B. E.Rice, Warren American Society of Mechanical Engineers 1970 Journal of basic engineering Vol.92 No.3
PWR methods assessment and application
B.E. Boyack, T.D. Knight North-Holland Pub. Co 1984 Nuclear engineering and design Vol.83 No.2
Analysis results from the Los Alamos 2D/3D program
B.E. Boyack, M.W. Cappiello, H. Stumpf, P. Shire, North-Holland Pub. Co 1988 Nuclear engineering and design Vol.108 No.1-2
Integral Method for Flow Between Corotating Disks
Boyack, B. E.Rice, W. American Society of Mechanical Engineers 1971 Journal of basic engineering Vol.93 No.3
Reactor Scram Events in the Updated PIUS 600 Advanced Reactor Design
Boyack, B. E.,Steiner, J. L.,Harmony, S. C.,Stumpf ASME 1995 ASME -PUBLICATIONS- HTD Vol.316 No.-
Loss of Offsite Power Transients in the Updated PIUS 600 Advanced Reactor Design
Boyack, B. E., Steiner, J. L., Harmony, S. C., Stu ASME 1994 ASME -PUBLICATIONS- FED Vol.204 No.-
Small-Break Loss of Coolant Accident in the Updated Pius 600 Advanced Reactor Design
Boyack, B. E., Steiner, J. L., Harmony, S. C., Stu United States Nuclear Regulatory Commission 1995 NURETH -PROCEEDINGS- Vol.2 No.-
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