ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА РОССИИ: АКАДЕМИК Ф. М. МИТЕНКОВ, АО «ОКБМ АФРИКАНТОВ»

В. В. Петрунин, Б. А. Васильев, Н. Г. Кодочигов, А. В. Кураченков, И. В. Шмелёв, С. С. Целищева

Аннотация


В развитие ядерной энергетики России и ее энергетической безопасности огромный научный вклад внес Федор Михайлович Митенков, а также его ученики в «ОКБМ Африкантов». Он создал научно­конструкторскую школу, которая вырастила и будет растить еще не одно поколение талантливых разработчиков ядерных энергетических установок. Его наследие – банк инновационных проектных решений и технологий, и сегодня воплощается в передовые научные разработки, которые формируют ядерную энергетику будущего. 25 ноября 2024 г. исполнилось 100 лет со дня рождения Ф. М. Митенкова (1924–2016) – академика РАН, Героя Социалистического труда, лауреата многочисленных премий, руководителя «ОКБМ Африкантов», выдающегося ученого, разработчика физико­технических основ энергетических реакторов на быстрых нейтронах (БН), ядерных энергетических установок транспортного и другого назначения. В обзоре рассмотрен вклад ученого и ОКБМ в создание малых модульных реакторов (ММР), реакторов КЛТ­40С, ВТГР, БН­800, БН­1200, в том числе для атомных ледоколов нового поколения. Рис. 6, библ. источ. 16

Ключевые слова


ядерная энергетика в России, реакторы на быстрых нейтронах (БН), транспортные ядерные энергетические установки, Митенков Федор Михайлович, АО «ОКБМ Африкантов», Белоярская атомная электростанция (БАЭС), плавучий энергетический блок

Полный текст:

PDF

Литература


Kostin V.I., Mit enkov F.M., Petrunin V.V. et al. Reactor systems developed by OKBM in the development of the atomic energy industry, nuclear power, and the nuclear-powered fleet in Russia. – Atomic Energy, 2007, v. 102, iss. 1, p. 1–18. DOI: 10.1007/s10512-007-0001-7

Митенков Ф.М., Моторов Б.И. Механизмы неустойчивых процессов в тепловой и ядерной энергетике. М.: Энергоиздат, 1981. 88 с.

Митенков Ф.М., Новинский Э.Г., Будов В.М. Главные циркуляционные насосы АЭС. Под общ. ред. Ф.М. Митенкова. Изд. 2-е, перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1990. 376 с.

Катюшин Э.А., Митенков Ф.М., Кондраненков Ю.Д. и др. Радиационный контроль сварных соединений теплообменных аппаратов ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат. 1985. 80 с.

Биография Митенкова Федора Михайловича [Электронный ресурс]. Портал «История Росатома». Режим доступа: в открытом доступе. URL: https://www.biblioatom.ru/persons/ mitenkov_fedor_mikhaylovich/ (дата обраще ния 03.11.2023).

Митенков Ф.М. Размышления о пережитом. М.: ИздАТ, 2004, 400 с.

Бабушкин С.В., Васильев Б.А., Васяев А.В. и др. Реакторные установки с быстрыми реакторами с натриевым теплоносителем для двухкомпонентной ядерной энергетики. – Атомная энергия, 2020, т. 129, вып. 1, с. 20–29.

Митенков Ф.М., Песков Р.А., Митенкова Е.Ф., Соловьева Е.В. Анализ открытого топливного цикла быстрого реактора типа БН-800 с металлическим топливом на начальном этапе перехода к замкнутому циклу. – Атомная энергия, 2012, т. 113, вып. 2, с. 73–79.

Пономарёв-Степной Н.Н. Атомно-водородная энергетика. – Вестник Российской академии наук, 2021, т. 91, № 5, с. 484–498. DOI: 10.31857/S0869587321050194

Горохов В.А., Капустин С.А., Чурилов Ю.А. и др. Численное моделирование напряженно-деформированного состояния изделий из графита при терморадиационных нагружениях. – Проблемы прочности и пластичности, 2004, № 66, с. 51–61.

Белоусов С.Н., Виленский О.Ю., Кузавков Н.Г. и др. Расчетно-экспериментальные исследования в обоснование безопасности промышленных уран-графитовых реакторов типа АДЭ при аварийной разгерметизации технологических каналов. – Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2006, № 2, с. 15–24.

Митенков Ф.М., Кайдалов В.Б., Коротких Ю.Г. и др. Основные положения механики поврежденной среды и их реализация при обосновании прочности и долговечности ядерных энергетических установок. – Вестник Нижегородского университета им. Н.И. Лобачевского, 2011, № 4 (4), с. 1627–1628.

Панов Ю.К., Полуничев В.И., Залугин В.И., Шаманин И.Е. Об улучшении технических параметров энергетических установок перспективных атомных ледоколов. – Судостроение, 2005, № 1 (758), с. 43–44.

Дмитриев С.М., Зверев Д.Л., Бых О.А. и др. Основное оборудование АЭС с корпусными реакторами на тепловых нейтронах. Учебник для вузов. Под общ. ред. С.М. Дмитриева. М.: Машиностроение, 2013, 415 с.

Петрунин В.В., Код очигов Н.Г., Дмит риев С.М. и др. Ядерные энергетические установки с высокотемпературными модульными газоохлаждаемыми реакторами: в 2 т. Под общ. ред. В.В. Петрунина. Н. Новгород: Нижегородский Г ТУ им. Р.Е. Алексеева, 2018.

Vasilyev B.A., Vasyaev A.V., Gusev D.V. et al. Current status of B N-1200M reactor plant design. – Nuclear Engineering and Design, 2021, v. 382 , р. 111384. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2021.111384


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.