SEARCH:
Главная > Персональные сайты > Нестеров Владимир Николаевич > publications

Нестеров Владимир Николаевич
Кандидат технических наук

Отделение ядерно-топливного цикла, Доцент


Вн. телефон: 5201
написать сообщение
Расписание
Сегодня
25 ноября 2025 / Tuesday / Неделя нечетная
Time tableРасписание
  
    New Tab     

Список публикаций

Количество записей: 76

  1. Филонов, В. Н. Изменение изотопного состава плутония при рециркуляции МОКС-топлива в ходе последовательных топливных кампаний реактора на быстрых нейтронах / В. Н. Филонов, В. Н. Нестеров // Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине : сборник тезисов докладов XII Международной научно-практической конференции, г. Томск, 10–12 сентября 2025 г. — Томск, 2025. — С. 33-34. — URL: conference_tpu-2025-C49_p33-34.pdf

  2. Кузнецов, А. В. Расчетное определение нейтронно-физических параметров реакторов с высокой степенью гетерогенности / А. В. Кузнецов, О. Д. Калмыков, В. Н. Нестеров // Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине : сборник тезисов докладов XII Международной научно-практической конференции, г. Томск, 10–12 сентября 2025 г. — Томск, 2025. — С. 61-62. — URL: conference_tpu-2025-C49_p61-62.pdf

  3. Белявский, С. В. Влияние состава твэл на теплофизические характеристики водо-водяного реактора малой мощности : автореферат диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук / Белявский Сергей Владимирович ; науч. рук. В. Н. Нестеров ; Национальный исследовательский Томский политехнический университетТомск, 2024. — 1 файл (437 КБ, 23 с.) : pdf. — На правах рукописи. — URL: https://earchive.tpu.ru/handle/11683/80468

  4. Белявский, С. В. Влияние состава твэл на теплофизические характеристики водо-водяного реактора малой мощности : диссертация на соискание учёной степени кандидата технических наук / Белявский Сергей Владимирович ; науч. рук. В. Н. Нестеров ; Национальный исследовательский Томский политехнический университетТомск, 2024. — 1 файл (2 052 КБ, 131 с.) : pdf. — На правах рукописи. — URL: https://earchive.tpu.ru/handle/11683/80483

  5. Белявский, С. В. Влияние состава твэл на теплофизические характеристики водо-водяного реактора малой мощности : автореферат диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук / Белявский Сергей Владимирович ; науч. рук. В. Н. Нестеров ; Национальный исследовательский Томский политехнический университетТомск, 2024. — 23 с. : ил. — На правах рукописи

  6. Effect of changing the outer fuel element diameter on thermophysical parameters of KLT-40S reactor unit / S. V. Belyavsky, S. Alkhassan, V. O. Danilenko [et al.] // Annals of Nuclear Energy. — 2023. — Vol. 190. — [109877, 8 p.]. — URL: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2023.109877

  7. Карван, Д. Е. Оценка работоспособности графита топливных блоков реактора ГТ-МГР / Карван Р. А., Нестеров В. Н. // Будущее атомной энергетики : тезисы докладов XIX Международной научно-практической конференции, Обнинск, 27-28 ноября 2023. — Обнинск, 2023. — С. 187-189. — URL: https://lib-repository.mephi.ru/conferences_mephi/2023_Budushchee_atomnoi_energetiki.pdf#page=188

  8. Alhassan, S. Core-Optimization of Ritm-200 Reactor Fuel Considering Thorium Fuel Cycle = Активная зона – оптимизация топлива реактора РИТМ-200 с учетом ториевого топливного цикла / S. Alhassan, S. V. Beliavskii, V. N. Nesterov // Physics of Particles and Nuclei Letters. — 2023. — Vol. 20, iss. 6. — P. 1523-1526. — Режим доступа: по договору с организацией-держателем ресурса. — URL: https://doi.org/10.1134/S1547477123060031

  9. Fuel lifetime extension for the KLT-40S small modular reactor by means of thorium-uranium fuel cycle / S. Beliavskii, M. Balachkov, V. Danilenko, V. Nesterov // Annals of Nuclear Energy. — 2023. — Vol. 192. — Article number 109982, 10 p. — URL: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2023.109982

  10. Белявский, C. В. Моделирование продления кампании ядерного топлива малого модульного реактора при помощи MCU-PTR / C. В. Белявский, В. Н. Нестеров // Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине : сборник тезисов докладов XI Международной научно-практической конференции, г. Томск, 07–09 сентября 2022 г. / Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Инженерная школа ядерных технологий ; ред. кол. А. Г. Горюнов, О. Ю. Долматов, А. О. Семенов, Е. С. Сухих. — 2022. — [С. 25-26]. — URL: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/74495

  11. Алхассан, С. Оценка влияния диаметра топлива на длину топливной кампании реактора РИТМ-200 / С. Алхассан, С. В. Белявский, В. Н. Нестеров // Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине : сборник тезисов докладов XI Международной научно-практической конференции, г. Томск, 07–09 сентября 2022 г. / Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Инженерная школа ядерных технологий ; ред. кол. А. Г. Горюнов, О. Ю. Долматов, А. О. Семенов, Е. С. Сухих. — 2022. — [С. 46-47]. — URL: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/74516

  12. Кирьянов, С. В. Влияние торий-уранового ЯТЦ на длительность кампании ядерного топлива реактора РИТМ-200 / С. В. Кирьянов, С. Алхассан, В. Н. Нестеров // Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине : сборник тезисов докладов XI Международной научно-практической конференции, г. Томск, 07–09 сентября 2022 г. / Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Инженерная школа ядерных технологий ; ред. кол. А. Г. Горюнов, О. Ю. Долматов, А. О. Семенов, Е. С. Сухих. — 2022. — [С. 53-54]. — URL: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/74521

  13. Effect of fuel nuclide composition on the fuel lifetime of the RITM-200 reactor unit / S. V. Belyavsky, N. A. Anikin, S. Alkhassan [et al.] // Annals of Nuclear Energy. — 2022. — Vol. 173. — [109105, 9 p.]. — URL: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109105

  14. Radiation effects of sic on nuclear reactors / Samiru Alhassan, V. N. Nesterov // Научная инициатива иностранных студентов и аспирантов : сборник докладовI Международной научно-практической конференции, Томск, 27-29 апреля 2021 г. / Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Школа базовой инженерной подготовки. — 2021. — Т. 2. — [С. 427-432]. — URL: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/67888

  15. Alkhassan, S. Investigative study of the radiation damage on fuel clad of miniature neutron source reactor using computational tools / S. Alkhassan, S. V. Belyavsky, V. N. Nesterov // Journal of Physics: Conference Series. — 2021. — Vol. 2064 : Gas Discharge Plasmas and Their Applications (GDP 2021). — [ 012103, 6 p.]. — URL: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/72799

  16. Булах, О. И. Определение срока службы графитовой кладки в реакторах нового поколения / О. И. Булах, В. Н. Нестеров // Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине. Российский и международный опыт подготовки кадров : сборник тезисов докладов X Международной научно-практической конференции, г. Томск, 09 – 11 сентября 2020 г. / Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Инженерная школа ядерных технологий ; Российский фонд фундаментальных исследований ; ред. кол. И. В. Шаманин, В. П. Кривобоков, А. Г. Горюнов, В. А. Карелин. — 2020. — [С. 21]. — URL: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/63779

  17. Калиновский, Ю. А. Оценка реализации замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторной установки с применением радиогенного свинцового теплоносителя / Ю. А. Калиновский, А. А. Прец, В. Н. Нестеров // Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине. Российский и международный опыт подготовки кадров : сборник тезисов докладов X Международной научно-практической конференции, г. Томск, 09 – 11 сентября 2020 г. / Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Инженерная школа ядерных технологий ; Российский фонд фундаментальных исследований ; ред. кол. И. В. Шаманин, В. П. Кривобоков, А. Г. Горюнов, В. А. Карелин. — 2020. — [С. 28-29]. — URL: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/63801

  18. Effect of fuel nuclide composition on the fuel lifetime of reactor KLT-40S / S. V. Belyavsky, V. N. Nesterov, R. A. Laas [et al.] // Nuclear Engineering and Design. — 2020. — Vol. 360. — [110524, 7 p.]. — URL: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.110524

  19. Киркало, А. С. Расчёт спектров плотности потока нейтронов в реакторе БН-1200 / А. С. Киркало, В. Н. Нестеров // Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине (ФТПНПМ-2019) : сборник научных трудов Международной научно-практической конференции студентов, аспирантов и молодых ученых, г. Томск, 30 сентября - 04 октября 2019 г. / Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ) ; под ред. А. Г. Горюнова [и др.]. — 2019. — [С. 17]. — URL: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/56745

  20. Обеспечение проектного значения глубины выгорания ядерного топлива ресурсом графита топливных блоков высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов = Extension of lifespan of graphite in fuel blocks of high-temperature gas-cooled reactors as the resource for ensuring design values of nuclear fuel burn-up / О. И. Булах (Катаева) [и др.] // Известия вузов. Ядерная энергетика. — 2019. — № 3. — [С. 40-52]. — URL: https://nuclear-power-engineering.ru/article/2019/03/04/

Страницы: 1 2 3 4

2011 © Томский политехнический университет
При полном или частичном использовании текстовых и графических материалов с сайта ссылка на портал ТПУ обязательна