Максимально допустимий час зберігання
Табл. 3-2. Характеристики реактора АДЕ87
Розвиток радиохимической технології
Розвиток вітчизняної школи радіохімії почалося в Радиевом інституті АН СРСР під керівництвом академіка В. Г. Хлопіна. У 1946 р в Ріанна була запропонована перша в країні ацетатно-фторидна технологія промислового виділення плутонію і урану з опроміненого уранового палива. Технологія була перевірена і відпрацьована на дослідній радиохимической установці У-5 в інституті НДІ-9 і впроваджена на першому радіохімічний завод (завод Б) в Челябінську-40 (згодом Челябінськ-65).
На початковому етапі експлуатації хімічний переділ заводу Б грунтувався на окислювально-відновному процесі ацетатного осадження ураніл- триацетату. Цей процес проходив в два етапи - на першій здійснювалася очистка плутонію і урану від продуктів ділення і відділення плутонію від урану в ході ацетатного осадження. На другій стадії здійснювався афінаж (доочищення) плутонію при його осадженні за допомогою фториду лантану.
Радіохімічна технологія постійно вдосконалювалася з метою підвищення її безпеки, повноти вилучення і чистоти плутонію і урану і зниження витрати матеріалів і обсягів відходів, що утворюються. Внаслідок високої хімічної агресивності фтору, використання лантан-фторидної технології було дорогим і небезпечним. Тому при розробці другого радіохімічного заводу (завод ББ), побудованого в Челябінську-40 в кінці 50-х років, було вирішено відмовитися від лантану-фторидної технології на користь використання подвійного циклу ацетатного осадження. Ацетатна технологія, однак, також була досить дорогим, приводила до великих обсягів розчинів і відходів і вимагала створення цілого ряду допоміжних виробництв. Тому на початку 60-х років другий цикл ацетатного осадження (на стадії афінажу плутонію) був замінений сорбційними методами, заснованими на селективному поглинанні плутонію іонно-обмінними смолами. Введення сорбційної технології значно підвищило якість продукції заводу. Однак використання нової технології виявилося небезпечним і, після вибуху сорбційної колони, що стався в Челябінську в 1965 р, 90 було вирішено почати роботи по впровадженню екстракційних технологій. (Перші дослідження по екстракційним технологій були розпочаті в кінці 40-х років.) Екстракційні технології стали основою панівної в даний час схеми переробки відпрацьованого реакторного палива типу Пурекс (Purex) і використовуються на всіх радіохімічних заводах Росії. Пурекс є багатостадійний процес, заснований на селективної екстракції плутонію і урану за допомогою трібутілфос- фата.
У створенні радіохімічних технологій брали участь багато інститутів і організації. Наукові розробки та відпрацювання радіохімічних технологій велися в Радиевом інституті, ВНДІ неорганічних матеріалів, ВНДІ хімічної технологіі.91 Основні конструкторські розробки і виробництво обладнання здійснювалися Свердловским НДІ хімічного машинобудування. Проектні рішення проходили експертизу або розроблялися розташованим в Ленінграді Всесоюзним науково-дослідним і проектним інститутом енерготехнологій (ВНДПІЕТ). Основний тягар з перевірки науково-технічних рішень та впровадженні технологій несли безпосередньо комбінати з виробництва плутонію.
Комплекс з виробництва плутонію
Промислове виробництво плутонію здійснювалося інтегрованим комплексом трьох комбінатів: Челябінськ-65, Томськ-7 і Красноярськ-26.
був прийнятий в експлуатацію другий важководний реактор-ОК-190. Ці реактори були зупинені в 1965 і 1986 рр. і їм на зміну прийшли дві нові установки. У 1979 р в експлуатацію був пущений 'легководний (водо-водяний) реактор "Руслан", а в 1986-1987 рр. почав роботу важководний реактор "Людмила" .98 Реактори "Руслан" до "Людмила" продовжують використовуватися для виробництва тритію, ізотопного сировини для радіоізотопного заводу (плутонію-238, кобальту-60, вуглецю-14, іридію-192 та інших) і радіаційно легованого кремнію.
Виділення ізотопів здійснюється комплексом заводу РТ-1. Опромінене з метою виробництва тритію паливо передається на що входить до складу ПО "Маяк" тритієвої завод-єдине в країні підприємство з виробництва
тритію і тритієвих вузлів для ядерної зброї. "Ізотопна продукція надходить на радіоізотопний завод (в експлуатації з 1962 р) для випуску альфа-, гамма- і бета-джерел радіовипромінювання, термічних генераторів на основі плутонію-238 і стронцію-90 і широкого набору радіонуклідов.100
Комбінат "Маяк" є важливою ланкою паливного циклу реакторів АЕС і інших реакторних установок. Значна частина інфраструктури старого оборонного заводу Б увійшла до складу радіохімічного заводу РТ-1, пущеного в експлуатацію в 1976 р Перша лінія РТ-1 була спроектована для переробки високозбагаченого уран-алюмінієвого палива промислових і суднових реакторів. У 1978 р завод почав переробку палива реакторів ВВЕР-440. В даний час три технологічні лінії РТ-1 використовуються для переробки палива реакторів ВВЕР-440 і БН-600, палива транспортних та дослідницьких реакторів і ВЗУ палива промислових реакторів. Переробка палива здійснюється за схемою Пурекс. До складу заводу також входять споруди приймання і проміжного зберігання відпрацьованого палива, установки для зберігання, переробки і заскловування радіоактивних відходів та сховища виділених урану і плутонію. Завод РТ-1 здатний щорічно переробляти 400 т палива реакторів АЕС і 10 т палива транспортних реакторів (20-30 реакторних зон транспортних установок в рік).
Крім переробки палива, в сферу діяльності РТ-1 входять роботи по поводженню з радіоактивними відходами та досвідчені роботи на дослідних