1.
KotsubaО, Vorobiov Y. Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5. NRS [інтернет]. 10Чер2014 [cited 28Бер2024];(2(62):3-. Available from: https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/424