Ссылка на полный текст: Сохина Л. П. Страницы истории радиохимического завода производственного объединения «Маяк» | Электронная библиотека | История Росатома
Навигация:
Об авторе
Установка №5 — школа для радиохимиков
Проектирование радиохимического завода Б
Выявление недостатков проекта в процессе работы радиохимического завода
Переход радиохимического завода на экстракционную технологию
Цельно-ацетатная схема выделения и очистки плутония. Схема “ББ”
Завод "ДБ" (дублёр "Б")
Разработка и внедрение ацетатно-сорбционной технологии
Разработка и внедрение экстракционно-сорбционной технологии
Основатель отечественной радиохимической промышленности Виктор Борисович Шевченко
Проверка технологической схемы переработки облученного урана на установке 35-71 с экстрагентом трибутилфосфатом (ТБФ) в смеси с разбавителями
Экстракционно-сорбционная технология на заводе №235 (слияние заводов "Б" и "ДБ")
Переработка отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на заводе РТ-1
Пуск цеха регенерации плутония, нептуния, урана на заводе РТ-1
Резюме книги
... на комбинате “Маяк” работала с 1948 по 1988 гг. Участвовала в разработке и освоении технологии получения высокочистого металлического плутония. Под руководством академика И.И.Черняева разрабатывала технологию извлечения плутония из шлаков и других отходов металлургического отделения. После защиты кандидатской диссертации в 1953 году была переведена в ЦЗЛ комбината ...
К концу 1948 года с установки 5 было выдано около 0,5 грамма плутония высокой чистоты. Полученный плутоний был передан металлургам для разработки метода получения металлического плутония [11]. В радиохимической лаборатории В.Д.Никольского было получено в чистом виде несколько соединений плутония. Растворы 3-, 4-и 6-валентного плутония залили в ампулки, ампулки запаяли. В коробке, на черном бархате эти ампулки закрепили. Два академика Андрей Анатольевич Бочвар , Илья Ильич Черняев и директор института Виктор Борисович Шевченко повезли коробочку в Правительство показывать соединения плутония, впервые полученные в СССР.
Растворение урановых блоков на установке 5 проводилось под руководством Б.П.Никольского. Для растворения алюминиевых оболочек применяли 10 % азотную кислоту с катализатором. В качестве катализатора использовали нитрат одно- или двухвалентной ртути. Урановые стержни растворяли в концентрированной азотной кислоте. Растворение блоков шло без существенных осложнений. Здесь много внимания стали уделять улавливанию радиоиода, выделяющегося при растворении блоков. Для улавливания иода были привлечены сотрудники ИФХАН член-корреспондент АН СССР Симон Залманович Рагинский и Неонила Евгеньевна Брежнева. Работники ИФХАН занимались также вопросами хранения высокоактивных отходов производства. Специалисты РИАН не только сами работали на установке, но и обучали тех, кому предстояло работать на радиохимическом заводе.
На установке 5 получили необходимый опыт работы будущие руководители завода “Б” (25) М.И.Ермолаев, Б.В.Громов, М.В.Гладышев, Н.С.Чугреев, Н.Г.Чемарин, Е.Д.Вандышева, Л.П.Сладкова, Е.И.Сапрыкина и многие другие. За работой на установке пристально следил В.Г.Хлопин.
Проект радиохимического завода выполнял Ленинградский государственный проектный институт (ГСПИ-11). Руководством института (А.И.Гутов, В.В.Смирнов) было создано специальное бюро комплексного проектирования завода (начальник бюро Л.А.Сытин, главный инженер А.А.Хоникевич). На радиохимический завод с реактора “А” должны были поступать очень активные блоки. Активность 1 тонны облученного урана равнялась сотням тысяч гамма-эквивалентов радия. Большую часть активности давали короткоживущие радионуклиды. После выдержки облученных блоков в бассейне в течение 120-140 суток (для распада короткоживущих продуктов деления и радиоиода-131) активность блоков уменьшалась в сотни раз, но активность оставалась очень большой. Но так как плутоний был срочно нужен для получения основного изделия — атомной бомбы, в первый год работы завода “Б” выдержка блоков в бассейне была не 120 суток, а 45, активность блоков была очень высокой.
Проектанты понимали, что безопасность обслуживающего персонала и населения, проживающего вблизи завода, имеет первостепенное значение, поэтому уже на стадии проектирования завода пытались предусмотреть такие технические решения, которые бы в какой-то степени обеспечивали безопасную работу персонала и минимальное радиологическое воздействие за веда на окружающую среду. Предусматривалась установка многочисленных специальных контрольно-измерительных приборов для раннего оповещения нарушения технологического процесса. Громадная интенсивность радиации от продуктов деления урана на всех химических операциях требовала применения дистанционных методов управления процессом.
В нашей стране заводов с дистанционным управлением не было. Проектировать такой завод пришлось впервые. Одновременно необходимо было решать и вторую сложнейшую задачу — безопасное хранение высокоактивных жидких и твердых отходов, улавливание радиоактивных газов и аэрозолей из воздуха, сбрасываемого заводом в атмосферу.
В период пуска завода возникли трудности, связанные с переходом от лабораторных разработок к крупномасштабному производству. Емкости аппаратов на заводе измерялись сотнями и тысячами литров, число трубопроводов, запорной арматуры, всякого рода приборов исчислялось сотнями. Длина коммуникаций равнялась нескольким километрам. Стало ясно, что технологический процесс в радиохимии нельзя окончательно отработать в “пробирке” на миллиграммовых количествах плутония. Необходим был ряд промежуточных этапов от первоначальной химической идеи до внедрения процесса в производство. Однако времени для этого не было. Трудности были связаны не только с проблемой масштабности, но и с несравнимым уровнем радиационных полей.
В условиях интенсивной ионизации многие химические реакции шли иначе, чем в лабораторных условиях. В условиях интенсивной ионизации: ускорялась коррозия конструкционных материалов; шел интенсивный радиолиз водных растворов, в результате которого образовывались радикалы, перекись водорода, большое количество восстановителей. Все это создавало значительные трудности в поддержании валентного состояния плутония в заданном режиме; органические вещества разрушались, происходила полимеризация продуктов разрушения органики, а это отрицательно влияло на процесс; энергия излучения нагревала растворы и затрудняла контроль за температурой при ведении технологии. К вышеописанному следует еще добавить, что в промышленном масштабе пришлось иметь дело с 30-ю различными элементами (радионуклидами), обладающими различными свойствами. Состав этой системы не мог быть смоделирован в лабораторных условиях
Начальник смены А.И.Неретина вспоминает, как много было в отделении помех и технических несуразностей. Так, например, загрузка блоков из контейнеров, поступающих из реактора в аппарат, проводилась через течку, имевшую прямоугольное сечение и два уклона. Блоки часто застревали на изгибах трубы. Со всего завода приходилось собирать мужчин для проталкивания блоков в аппарат, а иногда в течку вставляли металлическую трубу и кувалдой били по ней несколько часов. Только после изменения конструкции течки работать стало легче.
Урановые блоки никогда до конца в аппарате не растворялись, всегда оставались “карандаши”, которые при выдаче раствора попадали в вентили, и последние начинали пропускать раствор, находясь в закрытом состоянии. Приходилось часто вентили менять. Операция эта была очень трудоемкая и опасная для здоровья человека. Вентильная ниша была узкой — 0,5-0,7 метра. В столь узком пространстве механику трудно было повернуться. Кроме того, в нише проходили коммуникации, по которым передавались активные растворы. При замене вентилей механики получали высокую дозу облучения. После того как перед вентилями поставили ловушки, работать стало легче и безопаснее ...
Можно было себе представить разочарование персонала и ученых, когда при всей тщательности и сложности строительства завода, монтажа оборудования, проведения технологии в конечном растворе плутония не оказалось. Он, плутоний, как бы ускользал, исчезал, а ведь его получение было главной целью работы всех специалистов завода. Переволновались ученые здорово, потом успокоились, стали искать “пропажу”. Оказалось, что практически весь плутоний отложился на поверхности оборудования - на нихроме и особенно много на палладиевом сплаве, который основательно разрушился.
Стало ясно, что продукты коррозии резко нарушили ход процесса. А.П.Ратнер, Б.А.Никитин, И.Е.Старик, Б.В.Громов, Н.С.Чугреев, М.В.Гладышев стальными щетками соскребали осадок, содержащий плутоний, с внутренних стенок аппаратов. Были разрезаны коммуникационные линии отделения 8, и там тоже обнаружили значительное количество осадков, содержащих плутоний. Наскребли некоторое количество осадка, но как выделить плутоний из него не знали. Осадок передали в заводскую лабораторию для разработки метода регенерации плутония. Коммуникации отделения без предварительной отмывки захоронили в могильнике. После этого аппараты и коммуникации сделали из драгметаллов.
Аппарат, где осаждали фторид лантана с редкоземельными радионуклидами, был выполнен из серебра, а аппарат, где проводилось осаждение фторида плутония и его разварка в щелочи, был сделан из нержавеющей стали и футерован платиной. Но и это не помогло. Несмотря на использование дорогостоящих материалов, коррозия оборудования шла очень интенсивно. А.Н.Тымонюк в своих воспоминаниях описывает такой случай: “Прохудилась платиновая футеровка аппарата. Аппарат нужно было извлечь и отремонтировать, а в нем был осадок фторида плутония. Мне дали бригаду солдат, каждый из них должен был войти по одному разу в каньон, зачерпнуть из аппарата осадок и высыпать его в поддон. Несомненно, на этой операции люди получили заметное воздействие радиации на организм”. В связи с сильной коррозией оборудования, изготовленного из различных металлов,академик И.В.Тананаев предложил оборудование фторидного узла сделать из органических материалов.
“Легко сказать поменять все оборудование отделения” пишет М.В.Гладышев. Это значит сломать отделение и смонтировать его заново. Однако консилиум ученых, среди которых были А.П.Виноградов, Б.А.Никитин, Б.П.Никольский, А.П.Ратнер, вынужден был признать необходимость замены аппаратов.Начался перемонтаж отделения в условиях большой загрязненности. Вместо аппаратов из серебра и платины установили аппараты из плексигласа и запорную аппаратуру и коммуникации из винидура.
Потребовался год для полного переоборудования отделения. В плексигласовых аппаратах можно было наблюдать ход процесса. Б.П.Никольский отметил следующее: ’’Несмотря на отсутствие продуктов коррозии, было видно, что на стенках аппаратов все же образуется заметный налет осадка”. Итак, Борис Петрович первый увидел серьезный канал неучтенных потерь плутония — образование пристеночных осадков (накипи) на поверхности оборудования, в состав которых входил и плутоний. Но ни Борис Петрович, ни Михаил Васильевич не придали этому значения. Процесс отложения плутония на оборудовании в различных средах был изучен значительно позже Л.П.Сохиной и Л.В.Гончарук.
Оборудование из органического материала использовалось недолго. Однажды произошел взрыв аппарата, изготовленного из плексигласа, в котором находился осадок плутония. Аппарат разорвался так, что остались только мелкие осколки. Стали выяснять причину аварии. Никаких нарушений регламента не обнаружили. Впоследствии ученые установили причину взрыва . Она заключалась в следующем: плексиглас быстро стареет в условиях интенсивной радиации и при изменении давления в аппарате возможно его разрушение. Каньон, аппараты, кассеты для удаления отходов стали очень радиоактивными.
Было принято решение срочно строить новые здания. Концентрирование плутония, окончательную очистку его от следов урана и ПД проводить методом экстракции с использованием в качестве экстрагента диэтилового эфира. С большими трудностями персонал отделения столкнулся и при проведении технологического процесса, в частности, при разварке фторидного осадка плутония в щелочи и особенно при растворении гидроксида плутония в азотной кислоте. При растворении щелочной пульпы в азотной кислоте, в растворе плутоний находился в ионной форме и коллоидной (полимерной).
В РИАН Б.А.Никитин и В.М.Вдовенко в 1945 году начали проводить работы по распределению элементов между двумя несмешивающимися жидкостями. Эти исследования привели к развитию нового научно-технического направления, к применению экстракционных процессов к задачам радиохимии. Экстракционный метод с применением диэтилового эфира основан на том, что плутоний, находясь в шестивалентном состоянии, так же как и шестивалентный уран легко переходит из водной фазы в органическую. Низшие валентные формы плутония и большинство ПД в эфир не переходят. Реэкстракция урана, шестивалентного плутония из органической фазы легко осуществляется подкисленной водой. Исходя из этих общих свойств урана и плутония, была разработана экстракционная технология очистки плутония от урана и продуктов деления. Недалеко от здания 101 по проекту ГСПИ-11 были построены здания 102 и 103 (отделение 12). В здании 102 размещалась основная технологическая нитка, в здании 103 проводили регенерацию экстрагента
Пары экстрагента (эфира) дополнительно ухудшали условия труда.Вдыхание такого воздуха неизбежно приводило к поражению легких (воспоминания начальника смены В.К.Кискиной). Чтобы добиться работы без частого ремонта экстракторов, решили делать их из нержавеющей стали. Сначала “слепая" работа пугала операторов, но затем после отладки оборудования и регулировки потоков жидкостей технология наладилась и отделение начало выполнять регулярно план с выдачей продукции заводу “В" значительно лучшего качества, чем выдавалась продукция из фторидного отделения. Среднее извлечение плутония по экстракционной технологии составляла 97-98 %. Содержание плутония в растворе было в 1,5 — 2 раза выше, чем по фторидной технологии. Коэффициент очистки плутония от радионуклидов равнялся 100-200.
Серьезным недостатком экстракционной технологии было использование пожаро- и взрывоопасного экстрагента. “При эксплуатации установки было много “хлопков”, а однажды, — вспоминает В.К.Кискина,— произошел настоящий взрыв. При упаривании плутониевого реэкстракта, содержащего эфир, разорвался аппарат, стеклянная крыша здания была разрушена. Весь раствор, содержащий плутоний, был выброшен в помещение. Экстракционная установка прекратила свое существование, т.к. взрывоопасная технология не удовлетворяла производство.
Первые опыты по очистке плутония от ПД и его концентрирование до граммовых количеств ацетатным методом проводила Нина Яковлевна Сбойчакова под руководством А.П.Ратнера.
Первые результаты работы по схеме “ББ” были неудачными. В один из месяцев план был выполнен только благодаря тому, что Михаил Иванович Ермолаев очищал растворы, подготовленные к отправке на завод “В”, в аналитической лаборатории завода “Б". Но возникшие трудности оказались преодолимыми. С начала 1952 года на радиохимическом заводе стала действовать цельноацетатная схема “ББ”.
Объемы сбросных декантатов и промывных вод после окислительно-ацетатного осаждения были очень большими. Для их сокращения в проекте предусматривалось упаривание, но строить установку по упарке этих растворов не стали, так как работники ИФХАН предложили щелочной метод концентрирования стабильных примесей (железа, хрома, марганца и на них адсорбированные уран, плутоний, продукты деления. Задача состояла в том, чтобы получить плотные осадки гидроксидов, занимающих минимальный объем, и извлечь затем из отходов уран и плутоний.
После извлечения ценных элементов проводилось снова щелочное осаждение примесей. Щелочные осадки собирали от нескольких партий, растворяли в азотной кислоте и направляли в специальное хранилище (комплекс “С”). Комплекс “С" представлял собой прямоугольные заглубленные в землю бетонные сооружения с ячейками-каньонами для установки в них стальных емкостей объемом 250 м3, где собирались и хранились отходы( BAO).
Работать с высокоактивными отходами было чрезвычайно трудно. Под действием высокой радиации происходило разложение воды и азотной кислоты на водород, кислород, окислы азота. В газовую фазу выделялось большое количество взрывоопасного водорода. Для предупреждения взрыва газовую фазу над аппаратом постоянно приходилось разбавлять чистым воздухом. В аппаратах постоянно поднималось давление.
В результате распада радионуклидов выделялось большое количество тепла. Температура раствора в емкости объемом 250 м3 через 20 дней достигала 100 °С, если активность раствора равнялась 40 Кюри/л. Через месяц по расчету раствор должен был упариться, если не проводить его охлаждение (расчет проводил инженер-исследователь ЦЗЛ - В.И.Карпов). Чтобы не произошло кипение раствора, емкости охлаждали водой. Температуру раствора в емкости необходимо было поддерживать 50-60 °С.
Начальником комплекса “С” был В.К.Астрахов. По образованию он не был химиком, часто неправильно представлял процессы с химической точки зрения. Над ним химики подшучивали, но В.К.Астрахов был очень внимательным руководителем. Его беспокоило и настораживало даже незначительное повышение давления и температуры в аппаратах. Он пытался разобраться в причине этих явлений, постоянно докладывал Е.П.Славскому о повышении давления и температуры в емкостях, стоило только Славскому появиться в отделении. Если Ефим Павлович не видел Астрахова в отделении, он первым делом притворно сурово спрашивал: “Где этот хохол, который меня постоянно пугает и беспокоит?”
При В.К.Астрахове не было случаев нарушения режима хранения высокоактивных растворов, отмечает в своих воспоминаниях А.Н.Тымонюк. Одновременно с концентрированием BAO группа Н.Е. Брежневой разрабатывала метод регенерации уксусной кислоты из щелочных декантатов. Целью этой работы было вторичное использование в технологии дорогостоящего реагента — уксусной кислоты и уменьшение объемов сбросных растворов. Разработанная сотрудниками ИФХАН технология была внедрена. На заводе были построены два здания 170 и 171, где проводились концентрирование радиоактивных отходов и отгонка уксусной кислоты.
Завод “ДБ” должны были пускать в 1957 году, но взрыв емкости с высокоактивными отходами нарушил намеченный план, и первая очередь завода (северная нитка) была подготовлена к пуску только в сентябре 1959 года. Строительство завода и монтаж оборудования проходили в условиях повышенной радиационной опасности, так как все стены, крыши, перекрытия построенных зданий были очень “грязными”. Работники строительных организаций совместно с коллективом завода вынуждены были убрать всю радиоактивную “грязь”.
В 1959 году был подготовлен к пуску завод ДБ — дублер завода “Б”. В отличие от первого радиохимического завода на дублере был запроектирован узел оксалатного осаждения плутония и получение диоксида. Очень важно было получать раствор, направляемый на оксалатное осаждение, с минимальным количеством продуктов деления, особенно редкоземельных радионуклидов. В 1958 году исследователи Радиевого института, ЦЗЛ и работники завода ДБ активно работали над созданием сорбционной технологии извлечения и очистки плутония от ПД из азотно-кислого раствора, полученного после щелочного концентрирования плутония (IV) из ацетатного декантата. Азотно-кислый раствор имел активность ~ 3-5 гэквРа/л, поэтому работа проводилась в горячей камере ЛК-15 в аналитической лаборатории завода ДБ. Визуально исследователи за процессом наблюдали через иллюминатор, защищенный свинцовым стеклом. В работе использовали манипуляторы. Сорбцию проводили из 7М азотно-кислого раствора.
Визуально было видно, как анионит АМ-10, насыщаясь плутонием, становился темно-зеленым. После промывки смолы 7М НГМОз проводилась десорбция плутония 0,5М азотной кислотой.
На заводе “ДБ” была заложена цельноацетатная технология “ББ”. В отличие от старого завода товарным продуктом в линии плутония был диоксид плутония вместо азотно-кислого раствора. Диоксид получали после прокаливания осадка оксалата плутония. На заводе монтировались две адекватные самостоятельные технологические цепочки: северная и южная нитки. Первой к пуску готовилась северная нитка. Строительство и монтажные работы на южной нитке шли с отставанием на год.
К концу 1961 года завод освоил проектную мощность по выпуску товарной продукции. В этом же году приказом директора комбината на заводе было образовано 4 технологических цеха.
Комплекс технических усовершенствований позволил через два года повысить производительность завода в 1,5-1,7 раза. Технология стала работать устойчиво, ритмично. Однако, качество конечных продуктов улучшилось незначительно. Качество плутония улучшилось только за счет введения дополнительного передела — осаждения осадков оксалата плутония. В ацетатной технологии коэффициенты очистки урана и плутония от продуктов деления остались прежними. Требования же к качеству выпускаемой продукции повышались с каждым годом. С точки зрения повышенной радиоэкологической безопасности необходимо было также резко снижать содержание плутония в отходах. Осадительная технология не могла уже с этим справиться.
По осадительной цельноацетатной технологии извлечения плутония из урановых блоков радиохимический завод работал около 30 лет. Технология обеспечивала плановый выпуск продукции, необходимой для создания ядерного оружия. Поиск новых условий, новых сочетаний реагентов давали возможность осуществлять модернизацию технологии без остановки производства, а именно, повышать производительность завода, увеличивать коэффициенты очистки урана и плутония, их извлечение до определенного предела ...
В начале шестидесятых годов резко повысились требования к качеству выдаваемой продукции, а ацетатная технология уже исчерпала все свои возможности. Стала очевидной необходимость замены периодического осадительного процесса переработки облученного урана на более прогрессивные процессы: экстракционный или сорбционный. Эта необходимость обуславливалась несколькими причинами, среди которых основными были: резкое снижение количества радиоактивных отходов, повышение безопасности производства, достижение более высоких технологических показателей по очистке целевых продуктов от радионуклидов, повышение извлечения плутония и урана. Важным являлось также использование менее громоздкого оборудования, которое легче можно отмывать и герметизировать, что в значительной степени уменьшило бы контакт людей с радиоактивными растворами. Экстракционная и сорбционная технологии могли бы удовлетворить всем вышеперечисленным требованиям.
Важное значение имела и зарубежная информация об использовании сорбционных процессов на радиохимических производствах и информация о Пурекс-процессе, основанном на применении в качестве экстрагента трибутилфосфата (ТБФ) в смеси с разбавителями.
Первые лабораторные опыты по сорбции плутония из производственных растворов на ионообменных смолах были проведены в 1952 году в технологической лаборатории ЦЗЛ (начальник В.И.Землянухин) в группе Г.В.Халтурина.
Полученные результаты Герман Варфоломеевич Халтурин доложил научному руководителю завода Борису Петровичу Никольскому. Данные по сорбции плутония на ионнообменных смолах его очень заинтересовали. Он дал им высокую оценку, рекомендовал продолжать исследования в этом направлении, предложил Халтурину поступить в аспирантуру. Борис Петрович был крупным ученым в области физической химии. Основные его научные работы в Ленинградском университете были связаны с исследованием процессов обмена ионов между водными растворами и твердыми системами. В 1937 году он выдвинул ионообменную теорию стеклянного электрода. Полученные результаты по изучению сорбции различных форм плутония на ионообменных смолах позволили Б.П.Никольскому широко начать исследования по разработке сорбционных технологий из различных производственных растворов.
В 1957 году Б.П.Никольский, зам.главного инженера по производству Юрий Николаевич Макаров и Г.В.Халтурин составили техническое задание на проектирование автоматизированной сорбционной установки.Проект выполняла Лидия Петровна Сладкова, работник проектного отдела комбината. Установка была смонтирована в узле выдачи плутония в отделении 8 завода “Б”. Она состояла из четырех колонок, высота каждой колонки равнялась двум метрам, диаметр — 15 см. Колонки были установлены за специально построенной бетонной стеной и соединены между собой так, чтобы раствор мог проходить последовательно через все четыре колонки. Плутоний на смоле АМ-1 сорбировался в виде отрицательно заряженного ацетатного комплекта. Все переключения растворов в колонках производились дистанционно — путем открытия и закрытия вентилей при помощи штанг. На установке от ЦЗЛ работали Г.Халтурин, Г.Буров и работники завода “Б”.
При работе на установке произошло ЧП. На одной из колонн штанга отсоединилась от вентиля и его нельзя было ни закрыть, ни открыть. Через колонки прошел большой объем раствора, в результате чего на смоле накопилось много радионуклидов. Гамма-поле около колонок было настолько большим, что прибором “Карагач" невозможно было определить его активность (» 10000 мкР/сек). Возникла проблема,как устранить неисправность, а устранять ее необходимо было во что бы то ни стало, нельзя же было разбирать установку, смола в которой была насыщена радиоактивными веществами. Да и опытные операции необходимо было довести до конца, чтобы иметь заключение о целесообразности внедрения сорбционной технологии извлечения плутония из ацетатного плутониевого декантата. Для устранения неисправности был один выход — лезть за бетонную стену. Юрий Николаевич Макаров предложил всем, работающим на установке, войти по одному разу за бетонную стену так, чтобы каждый в активной зоне был не более минут. Надо было выбить сломанную шпонку, установить на место штангу и вставить новую шпонку.
Привожу выдержку из воспоминания Г.В.Халтурина. “До сих пор помню впечатление, которое осталось от выполнения этой работы. Чтобы дотянуться до места неисправности, нужно было обхватить руками колонну. Голова при этом оказывалась между двумя колоннами. И вот в этом положении я отчетливо почувствовал, что такое радиация. Мозг так сильно сдавило, как будто голову сжимали обручем. Вылез я из установки совершенно мокрым, как будто купался в озере. Идя за бетонную стену, мы дозиметрические кассеты с собой не брали, поэтому трудно сейчас сказать, сколько десятков рентген мы тогда получили. Общими усилиями неисправность была ликвидирована и опытные операции были доведены до конца".
К сожалению, сорбционная технология извлечения плутония из ацетатного раствора не нашла практического применения: ацетатный раствор плутония оказался неоптимальным для извлечения из него плутония,а смола АМ-1 — неустойчивой к радиации. Необходимо было работать по подбору новых анионнообменных смол и изучать сорбцию плутония из других производственных растворов.
Результаты на укрупненной лабораторной установке были вполне удовлетворительными: в фильтрате плутония содержалось 1 мг/л. В десорбате плутония практически не было урана, продуктов деления и стабильных примесей. Прямой выход плутония был равен 98 %. Итак, проведенные опыты показали, что сорбция четырехвалентного плутония в виде отрицательно заряженного комплекса на анионнообменной смоле принципиально возможна,но используемые смолы в производственных растворах неустойчивы.
В 1957-1959 гг сотрудники РИАН под руководством Б.П.Никольского и В.И.Парамоновой изучали возможность применения отечественных сильноосновных анионитов на основе стиролдивинил-бензола, а Ю.А.Копалкин активно участвовал в синтезе более прочных винилпиридиновых анионитов, который проводился в НИИПМ. Очень большую и результативную работу по созданию прочных к радиации винилпиридиновых смол проводил Борис Николаевич Ласкорин. Для этой цели ВНИИХТ была смонтирована специальная установка.
Испытания, проведенные на установке СМ-35 и в “горячих” камерах завода на более устойчивых к радиации смолах, показали, что двух последовательных сорбционных очисток и одного оксалатного осаждения достаточно для получения товарной двуокиси плутония высокого качества и что винилпиридиновые аниониты могут работать достаточно длительное время без изменения своих свойств. В 1963 году было решено использовать сорбционный аффинаж на производстве.
Г.В.Халтурин и В.А.Боровинский вспоминают, что в процессе освоения сорбционной технологии на производстве столкнулись с трудностями на стадии стабилизации плутония в четырехвалентном состоянии. Произошло разложение смолы в концентрированной азотной кислоте, были затруднения в создании колонки в ядернобезопасном исполнении. Исследователи и производственный персонал были обеспокоены, когда при промышленном освоении технологии произошло интенсивное разложение смолы. Взрыв произошел на опытнопроизводственной установке при проведении ее обкатки. Обкатку проводили с целью выяснения наличия свищей в оборудовании, а также для обучения обслуживающего персонала. Технологи провели промывку смолы АМ-10 7,5 моль/л азотной кислотой и оставили колонку, заполненную концентрированной кислотой на ночь, при этом все сдувки колонки оставили закрытыми. Во времени анионит АМ-10 начал разрушаться. В колонке стали накапливаться газообразные продукты разрушения смолы. Увеличение давления привело к тому, что крепежные болты крышки колонки не выдержали и крышку сорвало. Силой взрыва был также сброшен металлический лист, закрывающий люк каньона над колонкой. Утром, придя на установку, работники увидели вокруг разбросанные куски спекшейся смолы, в воздухе чувствовался запах продуктов нитрования смолы. Пришлось колонку восстанавливать, подробно выяснять причину взрыва.
Недостаточно устойчивая смола АМ-10 была заменена на смолу АМ-25А, а затем на АВ-1АП.
В 1964 году сорбционный аффинаж был внедрен на заводе. Руководила процессом внедрения доктор химических наук Валентина Ивановна Парамонова. Валентина Ивановна поражала всех своей работоспособностью, энергией, была внимательна к исполнителям работы. Большую помощь при внедрении сорбционного аффинажа оказывали директор завода Михаил Васильевич Гладышев, начальник цеха Владимир Михайлович Константинов, старший технолог цеха Владислав Михайлович Шидловский, научный руководитель завода Герман Дмитриевич Торопов и начальник установки Труханов Николай Михайлович. В результате внедрения сорбционного аффинажа громоздкая цельноацетатная схема стала более компактной, количество операций значительно сократилось, уменьшился объем сбросных растворов. Внедрение сорбционного аффинажа на заводе привело к дальнейшему повышению производительности завода, к повышению качества выпускаемой продукции и снижению содержания плутония в отходах.
В 1955 году в ВНИИНМ была создана лаборатория, в которой активно стали заниматься разработкой экстракционных технологий регенерации урана, плутония, нептуния из облученных блоков. В качестве экстрагентов в лаборатории проверялись фосфорорганические соединения и четвертичные амины. Начальником лаборатории был В.Б.Шевченко.
После окончания в 1935 году Московского института цветных металлов и золота В.Б.Шевченко в течение трех лет трудился на Карабашском медеплавильном заводе, затем работал главным инженером Норильского медноникелевого завода. В 1945 году производственная научная судьба В.Б.Шевченко претерпела крутой перелом — он был назначен директором исследовательского института (НИИ-9).
В период с 1947-1950 гг руководил проектированием нескольких объектов атомной промышленности. Под его руководством в институте была создана опытная установка У-5 для проверки на ней ацетатно-фторидной технологии Радиевого института. Директором НИИ-9 В.Б.Шевченко был до 1952 года. С 1955 года до последнего дня жизни Шевченко руководил одной из основных технологических лабораторий института. Лаборатория была ориентирована на разработку экстракционных технологий регенерации урана, плутония, нептуния из облученных блоков и твэлов.
С самого начала работ по выделению плутония из облученного урана наряду с вариантами осадительных схем исследовалась возможность извлечения урана и плутония из азотно-кислых растворов с помощью жидких органических экстрагентов. Первоначально в качестве экстрагента использовался диэтиловый эфир. Первые импульсные количества плутония, полученные на циклотроне РИАН, были выделены экстракционным методом. Научными руководителями этой работы были Борис Александрович Никитин и Виктор Михайлович Вдовенко.
Временное промышленное применение эфирной технологии осуществлялось в простейших аппаратах колоночного типа, которые обеспечивали лишь полудинамический режим. Когда эфирное отделение вступило в строй, завод "Б" (№25) стал выдавать металлургическому плутониевому заводу “В” продукцию очень высокого качества с выходом плутония, превышающим проектный. Однако несколько взрывов и возгораний диэтилового эфира привели к необходимости отказаться от использования далее этой технологии. Исследования по разработке экстракционных технологий не прекратились. Ученые продолжали искать новые экстрагенты и разбавители.
Однако технология с использованием аминов в качестве экстрагента не была принята на заводах комбината по ряду технических причин: на заводе “Б” при отработке технологии на опытной установке в 1976 году произошел “хлопок”, на заводе “В” - СЦР. В.Б.Шевченко с сотрудниками своей лаборатории и работниками ЦЗЛ продолжали упорно искать новые экстрагенты и разбавители.
В 1973-75 гг на заводе №35 была успешно проведена комплексная проверка технологической схемы переработки облученного урана с экстрагентом 30 % (объемных) ТБФ в четыреххлористом углероде на опытно-промышленной установке 35-71. Идея применения тяжелого негорючего разбавителя для ТБФ получила дальнейшее развитие в ВНИИХТ. Б.Н.Ласкорин предложил в качестве тяжелого разбавителя гексахпорбутадиен (ГХБД).
Первоначально работы по разработке экстракционной технологии для завода ДБ велись раздельно тремя коллективами: ВНИИНМ под руководством В.Б.Шевченко, ВНИИХТ под руководством Б.Н.Ласкорина, в Радиевом институте под руководством М.Ф.Пушленкова. Все три института вели совместные работы с комбинатом, где руководителями работ были Б.В.Никипелов и М.В.Гладышев. Все три института и комбинат остановились на экстрагенте ТБФ, а разбавители предлагали разные: М.Ф.Пушленков - четыреххлористый углерод; В.Б.Шевченко - синтин; Б.Н.Ласкорин - гексахпорбутадиен.
Каждый институт стремился внедрить свою схему, “яростно критикуя” схему “противника”. Проанализировав все “за” и “против” каждой схемы, директор завода М.В.Гладышев, он же один из руководителей темы, принял решение использовать в качестве разбавителя гексахлорбутадиен и стал активно проводить в жизнь этот вариант.
Отработка схемы проводилась в “горячих” камерах и на опытнопромышленной установке 35-71. Доочистку урана от продуктов деления, плутония и нептуния проводили сорбционным методом на смоле СФ-5. Азотно-кислый раствор после растворения блоков предварительно очищался от радиониобия и радиоциркония на силикагеле. Силикагелевая очистка раствора проводилась под руководством академика Б.Н.Ласкорина и кандидата наук В.И.Денисова. Активное участие в работе принимали В.А.Боровинский, Г.В.Халтурин. Разработчиками сорбционной схемы были Евгений Григорьевич Дзекун и Петр Юрьевич Родченко. Большую помощь химикам в отработке экстракционносорбционной технологии оказывали коррозионисты ЦЗЛ Д.Х.Копелиович и В.И.Ивлев. Они нашли безопасный способ ведения процесса, имеющего коррозионно-опасный продукт - гексахлорбутадиен. В сентябре 1974 года были разработаны экстракционные аппараты смесители-отстойники с пульсационным перемешиванием в КБ завода 235 под под руководством Ильясова Д.Ф.
14 июня 1976 года в цехе 1 завода 235 была внедрена экстракционно-сорбционная технология. Очень важным фактом было то обстоятельство, что реконструкция завода по экстракционной схеме осуществлялась поэтапно без остановки завода. Экстракционносорбционная технология использовалась до 1987 года, пока на комбинате не исчезла необходимость в переработке урановых блоков.
При значительном повышении производительности завода, повышении извлечения урана и плутония, улучшения качества выпускаемой продукции, уменьшилось количество технологических переделов, влекущих за собой образование большого количества технологических отходов. Удельный объем среднеактивных отходов, направляемых в озеро Карачай, уменьшился в 5 раз, засоленность их в 6 раз. Это позволило резко сократить сброс радиоактивных отходов в озеро Карачай и поставить вопрос о его частичной засыпке. В результате внедрения экстракционно-сорбционной схемы высвободилось 50 % производственных площадей, что в дальнейшем позволило 4 Главному управлению поставить вопрос о переработке сырья для получения оружейного плутония на двух заводах вместо трех.
Внедрение экстракционно-сорбционной технологии дало еще один положительный эффект — позволило исключить один из наиболее существенных каналов неучтенных потерь плутония — повышенное отложение плутония на поверхности оборудования в виде осадков. Экстракционные и сорбционные процессы осуществляются в кислой среде, в которой отложение плутония и других ПД идет в основном за счет адсорбции. При этом на поверхности оборудования содержание плутония не превышает 20 мг/м2. В осадительной технологии на стадии второго восстановительного ацетатного осаждения (рН=4), где концентрация плутония достаточно высокая при щелочном концентрировании плутония, на стадии оксалатного осаждения наряду с адсорбцией на поверхности оборудования образуются пристеночные осадки — накипи. Застаревшая накипь с трудом растворяется в концентрированной азотной кислоте с перекисью водорода. Во времени количество накипи на поверхности оборудования возрастает. Так, на поверхности коммуникаций из отделения щелочного концентрирования плутония, подготовленных к захоронению, был обнаружен осадок, равномерно покрывавший всю поверхность стали тончайшим слоем. Содержание плутония в нем колебалось от 13 г/м2 до 25 г/м2
В 1966 году завод “ДБ” (35) полностью обеспечивал выпуск оружейного плутония. Встал вопрос о судьбе первого радиохимического завода “Б”. Самое простое решение — закрыть завод. А где использовать опытные кадры? Не лучше ли переориентировать завод “Б” на выпуск нового вида продукции — на переработку отработавшего ядерного топлива АЭС и подводных лодок.
26.06.67 вышло постановление Совета Министров СССР о строительстве комплекса РТ-1 на химическом комбинате “Маяк”.
При выполнении проекта по созданию завода РТ-1 проектанты встретились с большими трудностями: впервые необходимо было решать вопрос по разделке отработавших твэл, по транспортировке твэл, содержащих два вида делящихся материалов. Не было также отечественного опыта по рубке твэл, фильтрации осадков из высокоактивных растворов в промышленном масштабе. С серьезными трудностями столкнулись и химики-исследователи при разработке технологии разделения урана, плутония и нептуния. Глубина выгорания топлива энергетических реакторов на тепловых нейтронах достигает 30000 мВт.сут/т, урана что в десятки раз больше по сравнению со стандартным сырьем, с которым до этого времени приходилось иметь дело заводчанам. В отработавшем топливе АЭС значительно больше имелось продуктов деления, в результате чего в растворах в большей степени должно было происходить много разнообразных радиационно—химических процессов, приводящих к накоплению продуктов разрушения водной и органической фаз, что существенно должно влиять на нормальный ход технологии. Очень существенным являлось также то, что при переработке твэлов приходится иметь дело с двумя делящимися элементами — с плутонием и обогащенным ураном. Кроме того количество плутония в твэлах АЭС в десятки раз больше, чем в облученных стандартных блоках. Все это значительно должно было усложнять условия обеспечения ядерной безопасности.
На площадке здания 101 было смонтировано десять установок для отработки в производственных условиях экстракционного, осадительного, прокалочного, фильтрационного процессов. Работу на этих установках организовывал заместитель главного инженера по производству Юрий Николаевич Макаров. Организатором он был отличным.
Роль головного института в программе создания РТ-1 принадлежала Всесоюзному научно-исследовательскому институту неорганических материалов (ВНИИНМ). Технология разрабатывалась под руководством доктора наук В.Б.Шевченко.
В основе технологии выделения урана, плутония и нептуния из твэл, их разделении и глубокой очистки от продуктов деления лежал цельноэкстракционный процесс с использованием смеси трибутипфосфата (ТБФ) с углеводородным разбавителем-синтином. Экстракционный процесс должен был осуществляться в многоступенчатых смесителях-отстойниках с пульсационным смешиванием фаз. Оборудование для экстракционной технологии разрабатывал Свердловский НИИХИмМАШ.
В соответствии с проектным заданием сырьем для завода РТ-1 служили отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС) АЭС с реакторов ВВЭР-440, РБМК-1000, РБМК-1500, БН-600, БН-350 и твэлы транспортных и исследовательских установок.
Неясными оставались вопросы, связанные с рубкой твэл, растворением нарубленных кусков. Неизвестно было сколько будет выделяться взрывоопасного газа водорода при отрезке холостых концов твэл, будут ли накапливаться взрывоопасные циркониевые опилки в большом количестве при рубке циркониевых оболочек? На все эти вопросы ответ можно было получить только при пуске отделения рубки и растворения твэл [59]. Строительство комплекса РТ-1 в конце 1976 года подходило к завершению. Было пущено хранилище твэлов, представляющее собой внушительных размеров бассейн, заполненный многометровым слоем очищенной от солей водой (конденсатом). Отработавшие сборки железнодорожным транспортом в специальных вагонах-контейнерах стали поступать на площадку РТ
В 1977 году был введен в строй уникальный завод РТ-1, единственный в России обеспечивающий переработку отработавшего ядерного топлива АЭС, транспортных и исследовательских реакторов. марта 1977 года в цех 5 поступила первая сборка твэл. Сборку принимали начальник цеха Г.А.Лаптев, зам.начальника цеха А.П.Паздников и старший механик В.И.Орлов [57]. Глеб Алексеевич Лаптев был назначен начальником строящегося цеха 5 завода в 1966 году Под его руководством отрабатывалось оборудование и технология резки твэлов, а это был самый сложный процесс во всей переработке ОЯТ.
Чехлы с отработанным топливом из хранилища специальным краном доставлялись в отделение подготовки изделий к резке (ОПИР). В ОПИРе координатным манипулятором сборка извлекалась из чехла и с помощью другого крана укладывалась на ложе ванны для отрезки концевиков. Отрезка осуществлялась электроискровым методом под слоем воды. После отрезки концевиков активная зона сборки манипулятором помещалась на ложе агрегата резки. С помощью специального устройства твэлы сплющивались, после чего циркониевые трубы и брикеты диоксида урана рубили на куски заданного размера (начальник отделения — А.Б.Ястребов, заместитель — В.И.Немчиков). Агрегат резки — сложнейший, уникальный комплекс, не имеющий аналогов не только в нашей стране, но и за рубежом. При работе на реальном сырье требовалась тщательная его доводка и модернизация. Агрегат резки был разработан коллективом специального конструкторского бюро гидроимпульсной техники(СКБ ГИТ) и Институтом гидродинамики Сибирского отделения Академии наук [57]. Измельченные куски оболочки вместе с диоксидом урана затем поступали в аппарат-растворитель кольцевого типа с пневматическим удалением нарубленных оболочек. Диоксид урана растворялся в азотной кислоте. Нерастворимые обрезки труб, циркониевая мелочь после тщательной промывки по специальному желобу направлялись в хранилище твердых отходов на долговременное хранение. Растворение нарубленных кусков твэл проводилось под руководством В.Б.Шевченко.
В апреле 1977 года раствор из цеха 5 поступил в цех 2. Принимали раствор начальник цеха Владимир Дмитриевич Мельников , его заместитель Е.И.Шиндин и Е.П.Барышников.
В 1978 году был проведен тщательный анализ технологического процесса. Оказалось, что трудности были связаны с негативным влиянием на процесс некоторых осколочных элементов в частности палладия и технеция [59]. Зоя Ивановна Апенова (работник исследовательской группы завода), Виктор Матвеевич Тараканов и Антонина Ивановна Москвина (сотрудник ЦЗЛ) установили, что наличие в органической фазе радиоактивного палладия является одной из основных причин образования обильного количества “медуз”.
Наиболее существенным усовершенствованием экстракционной технологии была замена разбавителя синтина на жидкий парафин, предложенный работниками лаборатории В.Б.Шевченко (ВНИИНМ). Использование жидкого парафина позволило количественно вывести палладий в рафинат и тем самым исключить его отрицательное влияние на реэкстракцию плутония и образование большого количества “медуз”. Остановка цеха для зачистки оборудования после этого стала проводиться только перед ремонтом оборудования.
Ценные предложения по борьбе с “медузами” выдавал Б.В.Никипелов. Он много работал по выяснению причин образования “медуз” на границе раздела фаз. Им было высказано суждение относительно природы их возникновения. Впоследствии по этой тематике он защитил докторскую диссертацию. В.А.Боровинский, З.И.Апенова, Ю.П.Суслов и Л.М.Рамазанов установили также, что серьезные осложнения в технологии разделения урана и плутония вносит радионуклид технеций. Небольшие его количества ускоряют окисление плутония до шестивалентного состояния, в результате чего разделение элементов идет неполно.
В работе радиохимического завода по получению оружейного плутония можно выделить четыре этапа. Первый этап работы завода был наиболее трудным. На этом этапе были выявлены все сложности ведения технологии, обнаружены многие недостатки проекта. Трудно было предположить такое большое число непредвиденных аварийных ситуаций уже в первые месяцы работы. На действующем оборудовании приходилось проводить врезки в аппараты новых коммуникаций, вводить новые технологические операции, не предусмотренные проектом. Все это резко усложнило условия работы эксплуатационного персонала, привело к переоблучению многих работников и выводу их с производства в “чистые” условия (см. гл. 3,4). Все последующие этапы развития радиохимического завода были направлены на создание нормальных условий труда работающего персонала, улучшение экологии Уральского региона, создание устойчивой технологии.
В 1959 году вступил в строй дублер завода Б. По сравнению с заводом Б новый завод имел явные преимущества. Была предусмотрена трехзональная планировка размещения технологического оборудования. Надежная изоляция каждой зоны не допускала разноса радиоактивных материалов по заводу. Реконструкция аффинажного оксалатного отделения, получение малопылящего диоксида плутония резко снизило загрязненность воздушной среды в отделении. Все вышеперечисленное привело к улучшению условий труда работающего персонала. С 1960 года врачи уже не диагностировали у работников завода хронической лучевой болезни. Это было большим достижением.
В 1964 году на заводе ДБ была внедрена ацетатно-сорбционная технология — третий этап работы радиохимического завода. В начале 60-х годов резко повысились требования к качеству очистки плутония и с точки зрения радиоэкологической безопасности был поставлен вопрос о дальнейшем снижении содержания в отходах плутония как наиболее опасного радионуклида. Двух последовательных сорбционных очисток на сильно-основных винилпиридиновых смолах и одного оксалатного осаждения плутония было достаточно для получения диоксида плутония требуемого качества. Содержание плутония в сбросном фильтрате не превышало 1 мг/л. Фильтрат этот использовался в голове процесса, а не сбрасывался в открытые водоемы.
В 1976 году на заводе была внедрена экстракционно-сорбционная технология. Этот год является годом революционного обновления основной технологии. Ацетатно-сорбционная технология значительно улучшила показатели завода, но объем сбросных сильнозасоленных жидких отходов оставался очень большим, так как основное количество отходов образовывалось в голове процесса и в линии урана. Экстракционная технология привела к резкому снижению объема сбросных отходов. Результаты внедрения экстракционной технологии были следующими. При значительном повышении производительности завода, повышении извлечения урана и плутония, улучшении качества выпускаемой продукции уменьшилось количество технологических переделов, влекущих за собою образование большого количества радиоактивных отходов. Это позволило начать засыпку грунтом части радиоактивного озера Карачай и снизить загрязнение территории комбината и воздуха.
С 1987 года на радиохимическом заводе прекращено производство оружейного плутония.