Академику Драгунову Юрию Григорьевичу - 80 лет!

Юрий Григорьевич Драгунов родился 18 ноября 1942 года в д. Ново-Соловьево Можайского района Московской области — выходец из многодетной семьи.

При первой попытке поступления в МГУ не хватило полбалла — год проработал в родном совхозе «Уваровский-2» в Можайском районе Московской области. В 1966 году окончил Физический факультет МГУ им. М.В. Ломоносова. Со строительными студенческими отрядами участвовал в освоении целины Казахстана, в строительстве Череповецкой ГЭС. Окончил аспирантуру НПО ЦНИИТМАШ. По распределению — в Опытном Конструкторском Бюро «Гидропресс» Министерства по атомной энергии: конструктор 2-й категории, начальник бюро, начальник конструкторского отдела, заместитель главного конструктора, главный конструктор — начальник отделения; в 1998-2007 гг. — директор-генеральный конструктор Ордена Трудового Красного Знамени и Ордена Труда ЧССР ОКБ «Гидропресс». С 2007 года — советник директора ОАО «Атомэнергопром». С 2008 года — заместитель генерального директора ОАО ОМЗ, первый заместитель генерального директора ОАО ОМЗ. В 2009-2017 гг. — директор-генеральный конструктор, 2017-2019 –генеральный конструктор ОАО «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля» («НИКИЭТ», предприятие Госкорпорации Росатом). В настоящее время — научный руководитель космических ядерных установок АО «НИКИЭТ».

Заведующий кафедрой Э-7 «Ядерные реакторы и установки» Московского государственного технического университета им. Н.Э. Баумана.

Член-корреспондент РАН c 2006 года, академик РАН c 2022 года — Отделение энергетики, машиностроения, механики и процессов управления.

Академик Ю.Г. Драгунов — ученый мирового уровня, выдающийся конструктор в области атомной энергетики. Широко известны его разработки и их внедрение в практику реакторостроения его расчетно-теоретических, экспериментальных и конструкторских решений, обеспечивающих безопасность эксплуатации атомных электростанций нового поколения с водо-водяным энергетическим реактором (ВВЭР) и установок с жидкометаллическим теплоносителем. Ю.Г. Драгунов принимал личное участие при исследовании факторов, определяющих радиационный ресурс корпусов реакторов ВВЭР — результаты этих работ позволили обосновать и внедрить не имеющие мировых аналогов технические мероприятия по обеспечению безопасной эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР, обоснованию продления срока службы реакторных установок. Созданные в ОКБ «Гидропресс» под его руководством АЭС с реакторными установками эксплуатируются в России, Украине, Армении, Финляндии. Чехии, Словакии, Венгрии и Болгарии. Он руководил разработкой проектов реакторных установок для АЭС в Китае, Иране, Индии.

Многие годы он был директором и Генеральным конструктором важнейшей стратегической организации страны — Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники имени Н.А Доллежаля — НИКИЭТ, который является ключевым звеном в реализации Федеральной целевой программы ядерные энерготехнологии нового поколения.

Ю.Г. Драгунов — непосредственный участник создания реакторов нового поколения для атомных подводных лодок, установок космического назначения и гражданской атомной энергетики страны. В 1995-2005 гг. Ю.Г. Драгунов был членом международной рабочей группы МАГАТЭ по управлению ресурсом АЭС.

В 1990 году защитил кандидатскую диссертацию, в 2000 году защитил докторскую диссертацию, с 2008 года — профессор по специальности «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации».

Работы, выполненные Ю.Г. Драгуновым на стыке научных направлений — материаловедение, физическая химия, теплофизика, механика разрушения — создали научные основы для разработки новейшей техники современного мирового уровня с увеличением срока службы. Область научных интересов Ю.Г. Драгунова: разработка и внедрение решений, обеспечивающих безопасность эксплуатации АЭС с ВВЭР (водо-водяным энергетическим реактором) и установок с жидкометаллическим теплоносителем, а также изучение влияния режима отжига на степень восстановления свойств стали и металла сварного шва корпусов реакторов ВВЭР.

Основные научные результаты Ю.Г. Драгунова:

- созданы новые методы повышения стойкости конструкций к распространению трещин, новые методы восстановления свойств металлов после облучения, научно обоснован отжиг корпусов реакторов. На основании уникальных работ впервые в мире был реализован отжиг корпуса реактора третьего энергоблока Нововоронежской АЭС, а затем на нескольких энергоблоках АЭС с ВВЭР-440;

- созданы научные основы для применения тяжелых жидкометаллических теплоносителей в энергетике, создана база для разработки технологии, позволяющей полностью реализовать потенциал ядерной энергетики — технологии быстрых реакторов с обеспечением замыкания топливного цикла, обеспечивающей качественное изменение уровня безопасности — исключение тяжелых аварий на АЭС;

- решены научные проблемы создания реакторных установок нового поколения со сроком службы 60 лет, решены научные проблемы создания АЭС с пассивными системами безопасности;

- разработана и обоснована реакторная установка для транспортного энергетического модуля мегаваттного класса для освоения космоса; - выполнен комплекс работ в области материаловедения, механики разрушения, сопротивления хрупкому разрушению;

- созданы реакторы со свинцово-висмутовым теплоносителем для атомных подводных лодок;

- созданы изобретения ядерных паропроизводительных установок, ядерных реакторов, парогенераторов, приводов регулирующего органа ядерного реактора, тепловыделяющей сборки ядерного реактора, способа оценки надежности и безопасности оборудования по результатам неразрушающего контроля;

- решены вопросы по восстановлению ресурсных характеристик графитовой кладки РБМК;

- решены вопросы создания нормативной базы для обоснования конструкционной прочности;

- решены научные вопросы при создании установок специального назначения;

- проведен комплекс исследований и создана активная зона реактора, решены вопросы по созданию тепловыделяющих элементов для перспективных установок;

- разработана концепция создания атомных станций малой мощности на основе газоохлаждаемого быстрого реактора.

В 1998-2007 гг. Ю.Г. Драгунов — директор-генеральный конструктор Федерального государственного унитарного предприятия Ордена Трудового Красного Знамени и Ордена Труда ЧССР ОКБ «Гидропресс». Увы, как и многие предприятия страны, ОКБ с распадом СССР не избежало серьезного кризиса — можно сказать, фактически разваливалось на глазах. В большой степени предложение Ю.Г. Драгунову возглавить фирму со стороны руководства отрасли было сделано именно в надежде, что с его помощью удастся изменить положение дел. Ю.Г. Драгунов поставил цель: восстановить предприятие как единое целое, найти ему место в новых рыночных условиях, выйти на глобальный рынок, решить вопросы социальной поддержки сотрудников и ветеранов.

Результат: предприятие окрепло экономически, важным направлением деятельности ОКБ стало наукоемкое, сложное производство оборудования для российских и зарубежных атомных станций, под руководством Ю.Г. Драгунова ОКБ были разработаны проекты реакторных установок для АЭС в ряде стран.

Сам Ю.Г. Драгунов принимал личное участие в проведении многих научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ. Среди них — исследование факторов, определяющих радиационный ресурс корпусов реакторов ВВЭР, что позволило обосновать и внедрить комплекс технических мероприятий по обеспечению безопасной эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР, обоснованию продления срока службы реакторных установок.

Важным направлением научной деятельности Ю.Г. Драгунова в ОКБ «Гидропресс» было изучение влияния режима отжига на степень восстановления свойств стали и металла сварного шва корпусов реакторов ВВЭР первого поколения, обоснование работоспособности и ресурса корпусов реакторов после отжига.

Исследованы причины повреждения коллекторов парогенераторов ВВЭР-1000 и предложен комплекс мероприятий, внедрение которых обеспечивает безаварийную работу парогенераторов в течение всего срока эксплуатации. Велась разработка реакторных установок ВВЭР для АЭС нового поколения (ВВЭР-640, ВВЭР-1000, ВВЭР-1500), быстрых реакторов, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (сплав свинца и висмута).

В 2009-2017 гг. Ю.Г. Драгунов возглавлял «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля» (НИКИЭТ) — один из крупнейших в России ядерных конструкторских и научно-исследовательских центров. Учёные НИКИЭТ занимаются созданием высокоэффективных и безопасных ядерных энергетических объектов и установок военного и гражданского назначения.

НИКИЭТ был первопроходцем по многим направлениям. Первый реактор для наработки изотопов на нужды обороны страны. Первый реактор для атомной подводной лодки. Первый реактор для самой скоростной АПЛ. Первые двухцелевые реакторы. Обнинская Первая атомная. Первый энергетический реактор (Белоярская АЭС). Первый канальный реактор большой мощности. РБМК-1000, а затем РБМК-1500 — одно время бывший самым мощным в мире. Институтом разработаны технологии и реализован способ восстановления ресурсных характеристик РБМК. Экономический эффект более 500 млрд. рублей.

Одно из основных направлений деятельности НИКИЭТ — разработка реакторных установок на быстрых нейтронах нового поколения, являющихся основой создания новой технологической базы атомной энергетики на основе замкнутого ядерного топливного цикла.

Традиционным направлением работы в Институте остается разработка проектов исследовательских реакторов, и ключевым проектом для обоснования топлива и конструкционных материалов реакторов нового поколения является разработка многофункционального быстрого исследовательского реактора, выполняемая в рамках Федеральной целевой программы.

В НИКИЭТ проведены широкомасштабные исследования по созданию ядерной энергетической технологии на основе быстрых ректоров с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем и замкнутым топливным циклом.

Ю.Г. Драгунов принимает личное участие в важных работах Института — создание судовых и космических ядерных энергетических установок, изготовление и внедрение комплексных автоматизированных систем управления ядерными энергетическими установками, систем мониторинга и диагностики оборудования атомных электростанций, реализации обязательств российской стороны по международному проекту термоядерного реактора ИТЭР.

В 2009 году распоряжением Президента РФ, в соответствии с решением Комиссии по модернизации и технологическому развитию экономики России при Президенте РФ и в рамках реализации Проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса (ЯЭДУ)», ОАО «НИКИЭТ» назначено единственным исполнителем работ по проекту создания реакторной установки для ЯЭДУ мегаваттного класса. Руководителем данного Проекта в части работ Госкорпорации «Росатом» назначен Ю.Г. Драгунов.

Создаваемая ядерная установка должна была отличаться от установок первого поколения, прежде всего, масштабом мощности: больше в 200 раз — 1 мегаватт. А принципиальное отличие в том, что реактор ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса вырабатывает тепловую энергию, которая с помощью турбины преобразуется в электрическую. Электроэнергия расходуется на работу электроракетных двигателей и питание оборудования транспортного модуля. При этом энергоблок работает по замкнутому циклу — радиоактивные вещества не попадают в окружающее пространство.

Особенность проекта ЯЭДУ, разработанной под руководством Ю.Г. Драгунова, заключается в применении специального теплоносителя — гелий-ксеноновой смеси, использовании высокотемпературного газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах, а также в том, что части реактора выполнены из труб, изготовленных из уникального молибденового сплава ТСМ-7, который способен работать в условиях реактора на протяжении более чем 100.000 часов. ЯЭДУ планируется использовать для дальних космических полетов и длительной работы на орбите. В частности, создание этой установки позволит резко сократить временной отрезок, необходимый для марсианской экспедиции. По данной технологии можно создать и 10-мегаваттную установку, что подразумевает практически неограниченные возможности энергетики для космоса. Для космической ядерной электродвигательной установки (ЯЭДУ) изготовили комплект тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) штатной конструкции.

Ядерная энергодвигательная установка мощностью 1000 киловатт открывает совершенно иные возможности в космосе, позволяет по-новому посмотреть на использование геостационарных орбит. Транспортно-энергетический модуль (ТЭМ) с ЯЭДУ в 20-30 раз (!) увеличивает достигнутый уровень энергообеспечения космических аппаратов и обеспечивает десятикратную (на единицу веса) экономию топлива маршевой двигательной установки. Это позволяют решать весь спектр космических задач XXI века — доставка грузов на геостационарную орбиту; очистка околоземных орбит от неработающих спутников и космического мусора; защита Земли от астероидной опасности; создание систем энергоснабжения Земли из космоса; реализация программы исследования Луны; исследовательские миссии к дальним планетам.

Кроме НИКИЭТ в работах по созданию реакторной установки для ТЭМ участвуют около 30 российских предприятий и организаций — создана широкая научно-производственная кооперация, включающая в себя ведущие научные и производственные организации, в том числе ядерные центры, институты РАН, ведущие российские вузы.

В настоящее время Ю.Г. Драгунов — научный руководитель космических ядерных установок АО «НИКИЭТ». Под его научным руководством разрабатываются инновационные реакторные установки космического назначения, направленные на обеспечение лидирующих позиций России в этой области.

Из интервью Ю.Г. Драгунова: «Атомная энергетика в космосе позволяет решить много проблем. В том числе и выведение спутников, которые уже стали космическим мусором, и устранение астероидной и кометной опасности — такие установки позволят увести астероид на безопасную орбиту, пропустив его мимо Земли. Энергоустановку, которую мы создаем для дальних космических полетов, теоретически можно использовать в любых условиях. Наш реактор хотя и малогабаритный — вместе с защитой и сопутствующим оборудованием он весит 3 тонны, но имеет высокие энергетические параметры. Поэтому он вполне может быть установлен на атомной станции малой мощности, например, в районах Крайнего Севера.

Наша отрасль остаётся самой передовой в научно-техническом плане. Ещё в начале 2000-х гг. она смогла преодолеть экономический и финансовый кризис и первой вышла на рубежи, которые занимала в доперестроечные годы. Отрасль не растеряла своего научного, технического и промышленного потенциала, сохранила целостность и единство — ключевое условие укрепления национальной независимости и безопасности страны.

В США в рамках проекта «Прометей» есть аналогичные разработки. Но с уверенностью можно сказать, что по таким основным параметрам, как мощность, температура и ресурс, мы значительно опередили наших коллег. В Европе также начинают делать первые шаги в этом направлении: формируют «дорожную» карту, сообщество, определяют цели и задачи. Мы их значительно опережаем.

Глобальный экономический кризис ещё раз дал понять, что нужно развивать несырьевые отрасли. У России мощная база для развития — нужно использовать потенциал, в том числе и инновационный, чтобы стать мировым лидером на рынке ядерных энерготехнологий. Это даст мощный толчок развитию всей отечественной экономики».

Ю.Г. Драгунов стал одним из инициаторов открытия в Подольске Дома ученых.

Им создана научная школа конструирования реакторных установок для АЭС — под его непосредственным руководством защищено 16 докторских и кандидатских диссертаций.

Он — автор более 500 научных работ, из них 36 монографий и 72 авторских свидетельств и патентов по основному оборудованию реакторных установок с ВВЭР (корпус реактора, парогенератор, топливная сборка и привод СУЗ) и парогенератору для АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Серия из 11 книг «Создание реакторных установок ВВЭР для АЭС», выпущенная издательством «Академкнига», представляет собой энциклопедию конструирования и обоснования указанных установок.

Член редколлегии журнала «Атомная энергия».

Член Бюро Отделения энергетики, машиностроения, механики и процессов управления РАН, член Совета РАН по физико-техническому анализу энергетических систем, член докторских диссертационных советов АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ», МГТУ им. Баумана, член ученого совета МГТУ им. Баумана.

Председатель Экспертного совета №1 Высшей аттестационной комиссии, член секции атомной энергетики межведомственного совета по присуждению премий Правительства РФ в области науки и техники, председатель Межведомственной секции № 10 «Космические ядерные энергетические установки» Научно-технического совета Ядерного оружейного комплекса Государственной корпорации «Росатом», член научно-технического совета «Исследование и разработка физических принципов и технических решений эффективной и безопасной гибридной ядерной энергетики» при Минобрнауки России, член Экспертного совета в области судостроения, кораблестроения и судоремонта Комиссии Совета Федерации Федерального Собрания РФ по национальной морской политике.

Член рабочей группы Научно-координационного совета ФЦП «Исследования и разработки по приоритетным направлениям развития научно-технологического комплекса России на 2007-2014 годы» по приоритетному направлению «Энергетика и энергосбережение».

Академик Международной академии менеджмента.

Член правления Ядерного общества России.

В 2009-2015 гг. — председатель совета директоров промышленных предприятий Подольска.

Заслуженный конструктор РФ.

Награжден орденом Почета, орденом Дружбы, медалью «За доблестный труд. В ознаменование 100-летия со дня рождения В.И. Ленина», медалью «Ветеран труда».

Лауреат премии Совета Министров СССР — за создание научных основ и внедрение отжига корпусов реакторов ВВЭР-440 для повышения безопасности атомных станций, лауреат премии Правительства РФ в области науки и техники — за разработку эффективных устройств и вихревых технологий для энергетики.

Отмечен Почетной грамотой Президента РФ, Почетной грамотой Председателя Правительства РФ.

Удостоен Знака Госкорпорации «Росатом», Знака «За заслуги перед атомной отраслью», Знака Госкорпорации Росатом «Академик И.В. Курчатов» 2 степени, Знак Госкорпорации Росатом «Академик Курчатов» 1 степени, юбилейной медали «65 лет атомной отрасли», юбилейной медали «70 лет атомной отрасли», медали им. академика А.П. Александрова, Почетной грамоты Госкорпорации Ростех, Почетной грамоты Госкорпорации Росатом, Почетного знака «За заслуги перед университетом», МГТУ.

Региональные награды: Почетный знак «За заслуги перед городом», Почетный знак «Честь и Слава» г. Подольск, Почетный знак «Добро и милосердие» г. Подольск, Знак отличия», Знак отличия «За заслуги перед Московской областью, Знак Губернатора Московской области «Благодарю».

Ю.Г. Драгунову присвоены звания почетного гражданина города Подольска и почетного гражданина Московской области.

Лауреат российского конкурса «Менеджер года-2000» в номинации «Прикладные исследования и научные разработки», абсолютный победитель российского конкурса «Менеджер года-2001», победитель московского областного конкурса «Менеджер года-2001» в номинации «Лучший руководитель государственного предприятия».

Ему вручены: Знак «За большой вклад в развитие атомной энергетики Украины», Почетный Знак «Заслуженный работник атомной отрасли Республики Казахстан 1степени (золотой знак)».