EDN: MOXJNC
Авторы
Вертиков Е. А.1, Зубков А. Г.1, Олексюк Д. А.1, Баисов А. М.2, Босенко С. В.2, Чуркин А. Н.2
Организация
1 Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
2 АО Опытно-конструкторское бюро «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
Вертиков Е.А.1 — инженер. Контакты: 123182, Россия, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: (985) 191-60-16; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Зубков А.Г.1 – научный сотрудник.
Олексюк Д.А.1 – начальник отдела, кандидат технических наук.
Баисов А.М.2 – инженер-конструктор 1 категории, кандидат технических наук.
Босенко С.В.2 – инженер-конструктор 1 категории.
Чуркин А.Н.2 – начальник отдела, кандидат технических наук, АО Опытно-конструкторское бюро «ГИДРОПРЕСС».
Аннотация
На текущий момент, теплогидравлические программные средства, использующие субканальный метод моделирования течения теплоносителя в пределах пучков стержней, являются основным средством обоснования теплотехнической надежности активных зон ядерных реакторов в стационарных условиях эксплуатации. В статье приводится обзор существующих в России субканальных теплогидравлических программ, разработанных и использующихся в различных организациях атомной отрасли применительно к реакторам с водным теплоносителем: SC-1, SC-INT и SC-Core (НИЦ «Курчатовский институт»), ПУЧОК-1000, ТИГРСП, ТЕМПА-1Ф и ТЕМПА-СК (АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), КАНАЛ (АО «ОКБМ Африкантов»), ВЯЗ-М, МИФ-СКД (АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»). Для каждой программы приводится краткая история разработки, а также ключевые особенности с точки зрения используемых численных методов, области применения и наличия аттестационного паспорта. Затрагиваются вопросы о взаимодействии расчетных инструментов, использующих субканальное приближение, с программами, обладающими иным масштабом моделирования расчетной области. В составе программ полноконтурной теплогидравлики субканальный метод может выступать в качестве дополнительного модуля для детализированного расчета активной зоны, что позволит обоснованно снизить степень консерватизма при определении запаса до кризиса теплоотдачи в рамках моделирования переходных и аварийных процессов по сравнению с приближением «горячего канала». Программные комплексы вычислительной гидродинамики, позволяющие осуществлять трехмерное моделирование течения теплоносителя, могут быть использованы, во-первых, для уточнения существующих и создания новых замыкающих соотношений по расчету коэффициентов трения, коэффициентов местных гидравлических сопротивлений и эффективности турбулентного перемешивания, которые закладываются в субканальные программы, и, во-вторых, для получения граничных условий о распределении расхода теплоносителя по тепловыделяющим сборкам на входе в активную зону ядерного реактора. Для повышения качества описания процессов тепломассопереноса в гладких пучках стержней с учетом наличия дистанционирующих и перемешивающих решеток в качестве дальнейших путей совершенствования субканальных программ подчеркивается необходимость расширения валидационной базы данных, перехода к двухжидкостному описанию течения двухфазных потоков и реализации возможности полномасштабного расчета активных зон.
Ключевые слова
тепломассоперенос, субканальный метод, поячейковый метод, расчетные программы, ВВЭР, активная зона, тепловыделяющая сборка, гладкие пучки стержней
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Bestion D. et al. Multi-Scale Thermalhydraulic Analyses Performed in NURESIM and NURISP Projects. Proc. of the 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference. Anaheim, California, USA, 2012, pp. 581–590. DOI: 10.1115/ICONE20-POWER2012-54891.
- Сорокин А.П., Богословская Г.П. Методы теплогидравлических расчетов тепловыделяющих сборок активной зоны быстрых реакторов. Теплоэнергетика, 1997, № 3, с. 21–26.
- Василенко В.А., Мигров Ю.А., Семакин С.Г., Кастерин Д.С., Мицкевич А.В. Направления
развития системных теплогидравлических расчетных кодов нового поколения. Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок, 2022, № 1 (27), с. 54–72. DOI: 10.52069/2414-5726_2022_1_27_54.
- Асмолов В.Г., Блинков В.Н., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Емельянов Д.А., Киселев А.Е., Долганов К.С. Современное состояние и тенденции развития системных теплогидравлических кодов за рубежом. Теплофизика высоких температур, 2014, т. 52, № 1, с. 105. DOI: 10.7868/S0040364414010025.
- Семенович О.В. Анализ субканальных моделей термогидродинамического расчета стержневых ТВС: классификация и тенденции развития. Препринт ОИЭЯИ-Сосны-40 НАН Беларуси. Минск, 2009. 36 с.
- Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Сорокин Г.А., Денисова Н.А. Моделирование процессов тепло- и массообмена в ТВС быстрых реакторов в рамках поканального метода расчета. Обобщенные характеристики обмена для однофазных потоков жидких металлов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2020, № 2, с. 104–130.
- Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Денисова Н.А. Гидродинамика и теплообмен в ТВС активной зоны быстрых реакторов с спиральными проволочными навивками на твэлах. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2022, № 1, с. 181–209.
- Залесов А.С. Моделирование программой MATADOR процессов тепломассопереноса в тепловыделяющих сборках быстрых реакторов с дистанционирующей проволочной навивкой. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 3, с. 224–237.
- Вертиков Е.А., Олексюк Д.А., Зубков А.Г., Малютин М.А. К вопросу о валидации поячейковых кодов для расчета активных зон реакторов типа ВВЭР. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 1, c. 232–244.
- Moorthi A., Sharma A.K., Velusamy K. A review of sub-channel thermal hydraulic codes for nuclear reactor core and future directions. Nuclear Engineering and Design, 2018, vol. 332, pp. 329–344. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2018.03.012.
- Yang B.W., Nikotana H., Long J., Liu A., Han B. Subchannel analysis – Current practice and development for the future. Nuclear Engineering and Design, 2021, vol. 385, p. 111477. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2021.111477.
- Борисов В.Д. Поперечное перемешивание теплоносителя в пучках стержней. Препринт ИАЭ-3269/5. Москва, 1980. 27 с.
- SC-1. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин № 123 от 02.11.2000.
- Олексюк Д.А. Разработка и экспериментальное обоснование программы для поячейкового теплогидравлического расчета активных зон реакторов типа ВВЭР. Дис. канд. техн. наук. Москва, 2002. 194 с.
- Кобзарь Л.Л., Олексюк Д.А. Программа SC-1. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2005, № 3, с. 62–64.
- Bolobov P.A., Oleksyuk D.A. Neutronic and thermal hydraulic code package PERKMAK-3D/SC-1 in 3D pin-by-pin analysis of the core. Proc. of the 17th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Yalta, Ukraine, 2007. Доступно на: https://inis.iaea.org/records/pv9rg-6hn44 (дата обращения 06.08.2025).
- Bolobov P.A., Oleksyuk D.A. The development of the code package PERMAK-3D/SC-1. Proc. of the 21st Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Dresden, Germany, 2011. Доступно на: https://inis.iaea.org/records/q8143-h7a03 (дата обращения 06.08.2025).
- Олексюк Д.А., Кобзарь Л.Л., Хамаза В.А., Ковалишин А.А., Крапивин М.А., Лалетин И.Н. Инженерный код SC-REACTOR. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2020660375, Российская Федерация. Заявл. 14.08.2020, опубл. 02.09.2020 (заявитель АО «Концерн Росэнергоатом»).
- Перепелица Н.И. Решетки со смесительными элементами для ТВС ВВЭР. Атомная энергия, 2020, т. 128, № 3, с. 123–130.
- Kobzar L.L., Oleksyuk D.A., Semchenkov Y.M. Experimental and computational investigations of
heat and mass transfer of intensifier grids. Kerntechnik, 2015, vol. 80, no. 4, pp. 349–358. DOI: 10.3139/124.110508.
- Киреева Д.Р., Кобзарь Л.Л., Олексюк Д.А. Разработка методики оценки влияния решеток-интенсификаторов теплообмена на кризис теплоотдачи в пучках стержней. Ядерная физика и инжинирнг, 2015, т. 6, № 1–2, с. 20–24. DOI: 10.1134/S2079562915010078.
- Oleksyuk D.A., Kireeva D.R. Validation of the SC-INT code using experimental data on coolant mixing in a 37-rod fuel assembly with heat exchange intensifying spacer grids. Proc. of the M&C 2017 – International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering. Jeju, Korea, 2017. Доступно на: https://www.kns.org/files/int_paper/paper/MC2017_2017_8/P339S08-07KireevaD.pdf(дата обращения 06.08.2025).
- Кобзарь Л.Л., Олексюк Д.А. Экспериментальные исследования эффективности дистанционирующих решеток-интенсификаторов тепломассообмена. Атомная энергия, 2018, т. 125, № 5, с. 258–263.
- Oleksyuk D.A., Kireeva D.R., Kobzar L.L. Experimental research of critical heat fluxes on 37-rod bundles with various types of intensifying grids. Proc. of the 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, NURETH 2019. Portland, USA, 2019, pp. 1528–1541.
- Balay S. et al. PETSc/TAO Users Manual Revision 3.19. Argonne National Lab. (ANL), Argonne, IL (United States), 2023. No. ANL-21/39.
- Олексюк Д.А., Кобзарь Л.Л. SC-INT. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2016617793, Российская Федерация. Заявл. 16.05.2016, опубл. 20.08.2016 (заявитель АО «ТВЭЛ»).
- SC-INT. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин № 578 от 31.03.2023.
- Вертиков Е.А., Олексюк Д.А. Разработка субканального теплогидравлического кода SC-Core для расчета полномасштабных активных зон реакторов с водой под давлением. Материалы XVII Минского международного форума по тепломассообмену. Минск, Беларусь, 2024. Доступно на: https://www.itmo.by/conferences/abstracts/mif-17/mif17-proceedings.pdf (дата обращения 06.08.2025).
- Pinegin A.A., Oleksyuk D.A., Ryzhov A.A. Lowering engineering factor for DNBR margin for fuel assemblies TVS-2M and TVSA. Proc. of the 23rd Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Strbske Pleso, Slovakia, 2013. pp. 513–528.
- Вертиков Е.А., Олексюк Д.А., Запоржин К.В., Зубков А.Г. Разработка статистического метода расчета инженерного коэффициента по подогреву теплоносителя. Тезисы докладов международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2024). Москва, Россия, 2024, с. 204–205.
- Патанкар С. Численные методы решения задач теплообмена и динамики жидкости. М.: Энергоатомиздат, 1984. 152 с.
- Абрамов В.И., Коновальцев Ю.М., Левин Е.И. и др. Определение локальных теплогидравлических характеристик и анализ кризисных условий в пучке тепловыделяющих стержней. Сборник докладов семинара «Теплофизика-74». Москва, СССР, 1974. Доступно на: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/09/392/9392330.pdf (дата обращения 06.08.2025).
- Абрамов В.И., Кобзарь Л.Л., Коновальцев Ю.М. и др. Сравнение результатов расчетов теплогидравлических характеристик пучка стержней по методу ячеек с опытными данными. Сборник докладов семинара «Теплофизика-78». Будапешт, Венгрия, 1978, с. 791–805.
- ПУЧОК-1000. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин № 129 от 12.04.2001.
- ПУЧОК-1000. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин № 415 от 15.07.2017.
- Босенко С.В., Чуркин А.Н. Результаты дополнительной валидации программы ПУЧОК-1000 для поячейкового расчета тепловыделяющих сборок ВВЭР-1200. Материалы XVII Минского международного форума по тепломассообмену. Минск, Беларусь, 2024. Доступно на: https://www.itmo.by/conferences/abstracts/mif-17/mif17-proceedings.pdf (дата обращения 06.08.2025).
- ТИГРСП. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин № 209 от 15.12.2005.
- Галкин И.Ю., Стребнев Н.А., Абрамов В.И., Коновальцев Ю.М. ТИГРСП. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2015611032, Российская Федерация. Заявл. 04.12.2014, опубл. 22.01.2015 (заявитель АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»).
- Чуркин А.Н. Математическое моделирование процессов тепломассопереноса в пучках тепловыделяющих стержней. Дис. канд. техн. наук. Подольск, 2006. 167 с.
- Gentry R.A., Martin R.E., Daly B.J. An Eulerian differencing method for unsteady compressible flow problems. Journal of Computational Physics, 1966, vol. 1, no. 1, pp. 87–118. DOI: 10.1016/0021-9991(66)90014-3.
- Шарый Н.В., Семишкин, В.П., Пиминов В.А., Драгунов Ю.Г. Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР. М.: ИздАТ, 2004. 496 с.
- Чуркин А.Н., Семишкин В.П., Мохов В.А., Паршин Н.Я. Расчет экспериментов с одиночными твэлами, выполненных на стенде ПАРАМЕТР. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС, 2006, № 15, с. 132–144.
- Churkin A.N., Yagov P.V., Mokhov V.A. and Shchekin I.G. Computer Code TEMPA SC: Simulation of Thermal-Hydraulic Processes in the Core of VVER-SCP Reactor. Proc. of the Fourth International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors (ISSCWR-4). Heidelberg, Germany, 2011, pp. 1–10.
- Ягов П.В., Чуркин А.Н., Мохова О.В. Анализ теплогидродинамической устойчивости течения теплоносителя и неравномерности подогревов в тепловыделяющих сборках ВВЭР-СКД. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС, 2011, № 29, с. 82–91.
- Баисов А.М. Разработка обобщенных соотношений для расчета коэффициента теплоотдачи в тепловыделяющих сборках ядерных реакторов, охлаждаемых водой сверхкритического давления. Дис. канд. техн. наук. Москва, 2022. 208 с.
- Баисов А.М., Чуркин А.Н. Валидация программы ТЕМПА-СК на экспериментах с пучками тепловыделяющих стержней, охлаждаемых водой сверхкритического давления. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2022, № 3, с. 4–15.
- Deev V.I., Kharitonov V.S., Baisov A.M., Churkin A.N. Heat transfer in rod bundles cooled by supercritical water – Experimental data and correlations. Thermal Science and Engineering Progress, 2020, vol. 15, p. 100435. DOI: 10.1016/j.tsep.2019.100435.
- КАНАЛ. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин № 273 от 19.08.2022.
- Самойлов О.Ю. и др. Экспериментальные исследования теплогидравлических характеристик на моделях ТВСА ВВЭР-1000. Сборник трудов четвертой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, Россия, 2005, с. 23–27.
- Дмитриев С.М., Лукьянов В.Е., Самойлов О.Б. Обоснование корреляции для расчета критического теплового потока в тепловыделяющих сборках альтернативой конструкции с перемешивающими решетками-интенсификаторами для ВВЭР-1000. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2012, № 1, с. 99–108. DOI: 10.26583/npe.2012.1.12.
- Самойлов О.Б., Фальков А.А., Шипов Д.Л. и др. Теплогидравлические характеристики усовершенствованного топлива ВВЭР на базе ТВСА с перемешивающими решетками-интенсификаторами. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2016, № 3, с. 54–60.
- Гущин Е.В., Колмаков А.П. Программа поканального теплогидравлического расчета ВЯЗ-М и некоторые результаты расчетов. Сборник трудов второй всероссийский научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск. Россия, 2001. Т. 5, с. 125–131.
- Богословская Г.П., Кириллов П.Л., Лощинин В.М., Пометько Р.С. и др. Экспериментальные и расчетные исследования теплообмена в ТВС активной зоны в обоснование эффективности и безопасности водоохлаждаемых реакторов нового поколения. Сборник статей к 65-летию создания Теплофизического отдела ФЭИ. Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ, 2019. С. 157–169. Доступно на: https://www.ippe.ru/science-info/books/1033-thermal-physics (дата обращения 06.08.2025).
- Богословская Г.П., Карпенко А.А., Кириллов П.Л., Сорокин А.П. Программа МИФ-СКД теплогидравлического расчета активной зоны реактора, охлаждаемого водой при сверхкритическом давлении. Теплоэнергетика, 2009, т. 125, № 3, с. 34–37.
- Карташов К.В., Богословская Г.П. Проведение расчетов по оптимизации геометрических и режимных параметров ТВС реакторов ВВЭР-СКД для различных режимов эксплуатации реактора на сверхкритических параметрах воды. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2012, № 2, с. 95–101.
- Карташов К.В. Поканальный теплогидравлический расчет активной зоны реактора ВВЭР-СКД 30 МВт (тепл.) при номинальных режимах работы. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2016, № 3, с. 127–131.
- Казачковский О.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В. и др. Метод сосредоточенных параметров в задаче о температурном поле в формоизмененных ТВС быстрых реакторов с неадиабатическими граничными условиями. Препринт ФЭИ-1972. Обнинск: ФЭИ, 1985.
- Гордиенко П.В. Моделирование нестационарных нейтронно-физических процессов в реакторах ВВЭР с потвэльной детализацией. Дис. канд. техн. наук. Москва, 2014. 100 с.
- Конюхова А.И. Развитие методов расчетного обоснования безопасности РУ ВВЭР с применением потвэльного моделирования активной зоны. Дис. канд. техн. наук. Москва, 2021. 134 с.
- Артемов В.Г., Артемова Л.М., Коротаев В.Г., Михеев П.А., Шемаев Ю.П. Сопряженные нейтронно-физический и теплогидравлический расчеты при анализе температурного состояния твэлов. Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок, 2016, т. 3, № 5, с. 37–47.
- Артемов В.Г., Артемова Л.М., Коротаев В.Г., Михеев П.А. Применение потвэльной нейтронно-физической и теплогидравлической модели для исследования температурного состояния твэлов в аварийных режимах реакторных установок. Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок, 2018, т. 2, № 8, с. 15–25.
- Jeong J.J., Lee W.J., Chung B.D. Simulation of a main steam line break accident using a coupled «system thermal-hydraulics, three-dimensional reactor kinetics, and hot channel analysis» code. Annals of Nuclear Energy, 2006, vol. 33, no. 9, pp. 820–828. DOI: 10.1016/j.anucene.2006.04.008.
- Zhang K., Sanchez-Espinoza V.H. Optimization and verification of the coupled code TRACE/SubChanFlow using the VVER-1000 coolant mixing benchmark data. Nuclear Engineering and Design, 2019, vol. 353, p. 110238. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2019.110238.
- Kucukboyaci V.N. et al. VERA-CS Modeling and simulation of PWR main steam line break core response to DNB. International Conference on Nuclear Engineering, 2016, vol. 50046, p. V004T10A026. DOI: 10.1115%2FICONE24-60865.
- Zhang H. et al. Developing fully coupled subchannel model in RELAP-7. USA, 2014. No. INL/EXT-14-33102.
- Крапивцев В.Г., Кудрявцев О.В., Солонин В.И. Моделирование течения на входе в активную зону реакторов ВВЭР. Вестник МГТУ им. Н.Э. Баумана. Серия: Машиностроение, 2012, № 2, с. 70–80.
- Крапивцев В.Г., Солонин В.И. Модельные исследования гидродинамики потока теплоносителя на входе в активную зону ВВЭР-1000. Атомная энергия, 2021, т. 130, № 1, с. 14–20.
- Волков В.В., Голибродо Л.А., Крутиков А.А., Кудрявцев О.В., Надинский Ю.Н., Нечаев А.Т., Скибин А.П. Разработка полномасштабной теплогидравлической CFD-модели первого контура реакторной установки АЭС-2006. Сборник трудов международной конференции «Суперкомпьютерные дни в России». Москва, Россия, 2018. Доступно на: https://2018.russianscdays.org/files/
pdf18/770.pdf (дата обращения 06.08.2025).
- Дмитриев С.М., Добров А.А. Применение CFD-программы ЛОГОС для получения граничных условий для программы поячейкового расчета ТВС активной зоны. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2023, № 2, с. 222–230.
- Быков М.А., Москалев А.М., Шишов А.В., Белова О.В., Посысаев Д.А., Кудрявцев О.В., Петров В.Е. Определение гидравлических характеристик ТВС-2М с использованием программных комплексов STAR-CD и ANSYS CFX. Сборник трудов пятой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, Россия, 2007. Доступно на: http://www.myshared.ru/slide/212668/ (дата обращения 06.08.2025).
- Добров А.А., Иванов К.Г., Легчанов М.А., Курбатова Н.П., Ляхов И.Ю. Получение в CFD-программе ЛОГОС коэффициентов гидравлического сопротивления ячеек ТВС с дистанционирующей решеткой для модели одномерного поячейкового расчета активной зоны. Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева, 2018, № 1 (120), с. 91–97. DOI: 10.46960/1816-210X_2018_1_91.
- Palomino L.M., El-Genk M.S. Friction factor correlation for hexagonal bundles of bare tubes/rods and with flat and scalloped walls. Nuclear Engineering and Design, 2019, vol. 353, p. 110230. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2019.110230.
- Bae J.H., Park J.H. Analytical prediction of turbulent friction factor for a rod bundle. Annals of Nuclear Energy, 2011, vol. 38, no. 2–3, pp. 348–357. DOI: 10.1016/j.anucene.2010.10.008.
- Степанов О.Е., Галкин И.Ю., Мелех С.С., Курносов М.М., Пронин А.А. Верификация кода TIGRSP на примере 19-стержневой сборки с применением CFD-расчетов. Теплоэнергетика, 2019, № 7, с. 5–13. DOI: 10.1134/S0040363619070099.
- Степанов О.Е., Галкин И.Ю., Курносов М.М., Королев В.В., Стребнев Н.А. Кроссверификация модели поячеистого расчета ТВС кода ТИГРСП с применением CFD-кода на примере 7-стержневой cборки. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2016, № 2, с. 54–66.
УДК 621.039.534...23
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 3, c. 181–205
