Научная деятельность Орлова Виктора Владимировича

В.В. Орлов является одним из ведущих ученых в области физики и техники ядерных реакторов деления и управляемого термоядерного синтеза.

В 50-е годы 20-го столетия В.В. Орловым был внесен существенный вклад в теорию резонансного поглощения и диффузии нейтронов в размножающих средах с резонансными сечениями. Сюда относится обобщение теорий Гуревича–Померанчука и Вигнера, эффект взаимодействия урановых блоков в «тесных» решетках, анализ доплеровского температурного эффекта. Результаты этой работы были применены в расчетах первых энергетических и транспортных реакторов.

В.В. Орловым совместно с академиком Г.И. Марчуком была развита теория возмущений для линейных и нелинейных функционалов потока нейтронов и на ее основе разработаны методы оптимизации физических характеристик ядерных реакторов с учетом различных факторов, созданы первые оптимизационные коды.
В работах этого цикла получила развитие и обобщенная теория переноса нейтронов (учет спиновых и магнитных взаимодействий, нелинейные уравнения «альбедного» типа, интегральные уравнения Вигнера-Коригольда-Орлова).

Начиная с создания в Обнинске первой в мире АЭС, В.В. Орлов принимал участие в разработке физико-технических проблем реакторов на тепловых нейтронах, в том числе первого и второго блоков Белоярской АЭС, Билибинской АТЭЦ, реакторов специального назначения. Им были предложены и совместно с другими организациями разработаны и внедрены выгорающие поглотители на основе гадолиния и кадмия, нашедшие широкое практическое применение для компенсации избыточной реактивности и увеличения длительности кампании ядерного топлива, за что в 1970 году ему была присуждена Государственная премия СССР в области науки и техники.

По термоядерному направлению теоретические и расчетные исследования
В.В. Орлова в 70-е годы были связаны с обоснованием концепции гибридных термоядерных реакторов как эффективных бридеров и первого этапа практического использования управляемого термоядерного синтеза. Были намечены и оценены пути решения главных технических проблем энергетического термоядерного реактора и сформулированы физические и технические принципы создания энергетического реактора-токамака.

Наиболее значителен научный вклад В.В. Орлова в развитие ядерной энергетики на основе быстрых реакторов. С 1959 г. В.В. Орлову было поручено руководство крупными коллективами физиков и инженеров в качестве заместителя научного руководителя Физико-энергетического института в г. Обнинске, а затем – и руководителя работ по быстрым реакторам. Под руководством и при непосредственном участии В.В. Орлова на опытном реакторе БР-5, критических сборках БФС и других физических установках были осуществлены обширные программы расчетов и экспериментальных исследований по физико-техническим проблемам быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, построены и пущены первый промышленный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-350 (г. Шевченко, ныне Актау, Казахстан) и исследовательский реактор БОР-60, развернуты работы по проектированию энергетического реактора БН-600, успешно пущенного в 1980 г. и работающего по настоящее время на Белоярской АЭС в России.

В.В. Орловым были предложены пути создания быстрого реактора с улучшенными энергетическими качествами, более высокими КПД и глубиной выгорания топлива, длительной работой между перегрузками топлива. По его предложению был осуществлен переход к многомодульным парогенераторам, что явилось важным фактором обеспечения устойчивой работы реакторов с натриевым теплоносителем.

За работы по быстрым реакторам с натриевым теплоносителем В.В. Орлову в 1982 г. была присуждена Ленинская премия СССР.

В конце 80-х - начале 90-х гг. 20-го столетия В.В. Орловым была разработана на основе инновационной ядерной технологии концепция развития крупномасштабной ядерной энергетики, способной взять на себя основную часть растущего производства электроэнергии в мире. Ключевыми элементами этой технологии являются быстрый реактор естественной безопасности с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем и замкнутый топливный цикл с регенерацией топлива без отделения плутония и минорных актинидов от урана. Эта концепция отражена в разработанной Минатомом России при участии В.В. Орлова и одобренной Правительством РФ «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине 21-го века». Стратегия легла в основу  «Инициативы Президента Российской Федерации В.В. Путина», выдвинутой на Саммите тысячелетия в ООН 6 сентября 2000 г. и направленной на энергетическое обеспечение устойчивого развития человечества, кардинальное решение проблем нераспространения ядерного оружия и оздоровление планеты Земля.

Разработанный под научным руководством В.В. Орлова технический проект опытного прототипа быстрого реактора со свинцовым теплоносителем БРЕСТ подтвердил возможность демонстрации решения поставленных в концепции задач.

В.В. Орлов автор более 150 научных работ, посвященных теории переноса нейтронов, физическим и техническим проблемам создания ядерных и термоядерных реакторов различного назначения, путям развития крупномасштабной ядерной энергетики. Эти публикации получили широкую известность и признание как в нашей стране, так и за рубежом.

В.В. Орлов – научный руководитель перспективных научно-исследовательских и конструкторских разработок НИКИЭТ, доктор физико-математических наук, профессор, академик Российской академии естественных наук. В 1990-1991 гг.
Орлов В.В. являлся Президентом Ядерного общества СССР.

Начиная с 1956 г. В.В. Орлов ведет преподавательскую работу в крупнейших вузах, готовящих специалистов в области атомной науки и техники – МИФИ, МФТИ и ИАТЭ (г. Обнинск). Под руководством В.В. Орлова выросли крупные коллективы физиков и инженеров, подготовлено более 20 кандидатов и докторов наук. Он награжден орденами Трудового Красного Знамени, Знак Почета, медалями «За трудовое отличие» и «За доблестный труд». Его личный вклад в развитие атомной энергетики и промышленности отмечен знаком «Ветеран атомной энергетики и промышленности».