Современный радиохимический завод представляет собой сложный комплекс сооружений, рассчитанных на безопасное осуществление всех стадий переработки облученного топлива при наличии больших количеств материалов с высокими уровнями излучений.
Многозвенная технология переработки может быть показана на примере российского завода PT-I - первого в мире производства, созданного для обслуживания гражданской ядерной энергетики (1976 г., рис. В.З. 1) Уникальность завода состоит в том, что он предназначен для регенерации топлива широкой номенклатуры: ВВЭР-440, БН-350 и БН-600, топлива транспортных (ледокольных, лодочных) реакторов, различных видов топлива исследовательских реакторов. Конечными продуктами комплекса являются уран обогащения 2,4... 2,5 % по урану-235 (в виде плава гексагидрата нитрата уранила UO2(NO3)26H2O), уран среднего и высокого обогащения в виде U3O8, диоксиды энергетического плутония и нептуния-237, концентраты стронция-90 и цезия-137, фосфатное стекло с фиксированными продуктами деления и младшими актиноидами (Ат, Cm). Эпизодически на заводе получали гранулированные уран-плутониевые оксиды (масс, доля плутония 20...30%), пертехнетат и палладий (для исследований); выделяли плуто-ний-238 из облученного нептуния-237 (для изготовления изотопных источников тока).
Поступающее на переработку топливо разгружают из вагонов-контейнеров и переносят в промежуточный бассейн-хранилище, откуда с учетом ограничений по массе топлива партии TBC передают на последовательные стадии отделения концевых частей кассет (отрезка механическим способом) и измельчения активных зон методом рубки-резки. C момента вскрытия высокоактивных материалов вступают в действие особые правила, установленные для потенциально опасного радиохимического производства.
Топливную композицию выщелачивают из смеси с оболочечными материалами концентрированными растворами кипящей HNO3 в кольцевых реакторах-растворителях с повышенными коэффициентами запаса по ядерной безопасности. Раствор и измельченный конструкционный материал разделяют: раствор топлива передают на дальнейшую переработку, а конструкционный материал удаляют из реактора и по системе импульсно-пневматического транспорта направляют в специальное хранилище отходов.
В основе технологии разделения радионуклидов лежит один из российских вариантов процесса жидкостной экстракции, используемого в мировой практике, с применение трибутилфосфата (ТБФ) в качестве органического экстрагента.
В начальной операции непрерывно действующего процесса выделяют в органическую фазу уран, плутоний и нептуний, оставляя продукты деления и младшие актиноиды (Am, Cm) в водных растворах (рафинатах), а затем, обрабатывая органическую фазу соответствующими реагентами, получают отдельные водные фракции урана и смеси плутония с нептунием. В повторных циклах экстракции количественно разделяют плутоний и нептуний и достигают глубокой очистки каждого из трех актиноидов от следовых количеств продуктов деления, а также от примесей одного из них (U, Pu, Np) в другом. В экстракционном процессе на заводе используют специально разработанные для условий дистанционно управляемого производства многоступенчатые смесители-отстойники в ядерно-безопасном исполнении с применением пульсационного и механического способов перемешивания фаз.
Плутоний и нептуний получают в виде оксидов путем предварительного осаждения оксалатных соединений из растворов экстракционных переделов. Урану низкого обогащения (0,8...0,9% по урану-235) после дообогащения до 2,4...2,6% ураном повышенного обогащения придают термическим процессом форму плава (используется для изготовления топлива РБМК). Уран среднего и высокого обогащения получают путем аммиачного осаждения в виде закиси-окиси (используется в реакторах БН).
Экстракционный процесс на заводе гарантирует высокую эффективность выделения целевых элементов (потери U, Pu, Np не превышают соответственно 0,01 %, 0,025 %, 0,5 %), взаимного разделения (коэффициент разделения U и Pu более 7-105) и очистки от продуктов деления (от 107 до 109 от урана к нептунию).
На заводе действует цех отверждения высокоактивных растворов (рафинатов экстракционных производств). В основе процесса -получение фосфатного стекла в электропечи прямого электрического нагрева производительностью 500 л/ч по исходному раствору. Готовое стекло периодически сливается в бидоны. Последние загружают в пеналы, которые герметизируют сваркой и передают в специальное хранилище, рассчитанное на удельное тепловыделение 5 кВт/м3. За период с 1991 по 1997 гг. остекловано 1,2-104 м3 BAO с включением около 10 ЭБк (300 млн Ки) отходов по (3-активности. В дальнейшем эти отходы должны быть подвергнуты окончательному захоронению.
Ведутся опытно-промышленные работы по непрерывной технологии отверждения в «холодном» тигле с индукционным плавителем. Разрабатываются и исследуются составы и свойства новых матричных материалов (стекло- и минералоподобного типа), обладающих по сравнению с фосфатным стеклом повышенной химической, термической и радиационной устойчивостью.
В 1996 г. на заводе PT-I пущена в эксплуатацию первая в мире промышленная установка для отработки технологии фракционирования высокоактивных отходов. На первом этапе она выполняет задачи извлечения из BAO стронция-90 и цезия-137 с использованием экстракционной системы на основе хлорированного дикарболлида кобальта. Проводимые работы направлены на комплексную оптимизацию процессов отверждения радиоактивных отходов, образующихся при переработке облученного топлива, на значительное снижение объема высокоактивного стекла и затрат на хранение и захоронение