3.1. Химический комбинат "маяк".

В период, предшествующий Чернобыльской катастрофе, ряд радиационных аварий имел место и на ядерных энергетических установках и радиохимических предприятиях СССР.

Среди них особое место занимает взрыв емкости с радиоактивными отходами, происшедший 29 сентября 1957 г. на комбинате "Маяк" близ Кыштыма (Южный Урал). Химический комбинат "Маяк" расположен в закрытом городе Озерск. До 1990 года город был известен как Челябинск-40. Город расположен примерно в 15 км на восток от города Кыштым и в 70 км севернее города-миллионера Челябинска. Приблизительно в 10 км от Озерска, в котором проживают 85000 человек, расположены ядерные реакторы. Строительство химического комбината "Маяк" началось в ноябре 1945 года, а первый реактор был пущен в июне 1948 года. Весь комплекс занимает площадь около 90 км².

Перед специалистами и рабочими, создававшими предприятие, была поставлена задача, от которой в то время зависела безопасность страны  достичь паритета с США в ядерном вооружении. Для ее решения были предоставлены значительные ресурсы, однако все технические решения принимались и осуществлялись в предельно сжатые сроки. Разработка технологических процессов шла предельно быстро, производство фактически создавалось по результатам экспериментов, и проверять принятые решения в промышленных масштабах было невозможно.

На химическом комбинате "Маяк" в эксплуатации находилось 6 реакторов, производивших плутоний для ядерного оружия. Из них 5 реакторов были уран-графитовыми и один  на тяжелой воде. Сегодня эти реакторы остановлены. Реактор на тяжелой воде был позднее реконструирован в реактор на легкой воде и сейчас находится в эксплуатации. Помимо этого, есть еще один реактор на легкой воде, который используется для производства изотопов для гражданского потребления. На "Маяке" также имеется одна установка для остекловывания концентратов жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и около 100 емкостей, где хранятся высокоактивные ЖРО.

Пять уран-графитовых реакторов химического комбината "Маяк" находятся в двух различных областях на юго-восточном побережье озера Кызылташ. Все реакторы имели прямоточный режим охлаждения активной зоны, при котором озерная вода перекачивалась напрямую через реактор и сливалась обратно в озера.

Первый из реакторов (А-реактор) был уран-графитовым производственным реактором. 1168 каналов с природным ураном в вертикальных алюминиевых трубах были рассчитаны сначала на тепловую мощность 100 МВт. Позднее мощность была увеличена до 500 МВт. Диаметр активной зоны составлял 9,4 м, высота  9,2 м. Верхняя часть реактора находилась в 9,3 м под землей. Реактор был построен в 1948 году, на его сооружение ушло всего 18 месяцев.

Для загрузки реактора был использован весь запас урана-235, которым располагал СССР к тому времени. 19 июня 1948 года произошел пуск реактора. Плутоний, выработанный этим реактором, был использован в первой советской атомной бомбе, испытания которой прошли 29 августа 1949 года на Семипалатинском полигоне. Реактор находился в эксплуатации 39 лет и был заглушен в 1987 году².

ИР-реактор использовался для производства плутония и испытаний топлива для А-реактора и реакторов типа РБМК. Это небольшой уран-графитовый реактор мощностью 65 МВт с 248 каналами. Строительство реактора было начато 18 августа 1950 года. Он был пущен 22 декабря 1951 года и "заглушен" 24 мая 1987 года после 36 лет эксплуатации.

Следующие три реактора (АВ-1, АВ-2, АВ-3)  это большие уран-графитовые реакторы, имеющие общее проектное решение. Каждый из них содержит по 2001 каналу. Активная зона АВ-2 представляет собой вертикальный цилиндр диаметром 11,8 м и высотой 7,6 м. Биологическая защита активной зоны  трехслойная. Первый слой состоит из воды с песком толщиной 1,5 м и бетонной стены толщиной 2 м; второй  из смеси песка и бокситовой руды толщиной 1,5 м и слоя бетона толщиной 3 м; третий  бассейн с водой толщиной 1,5 м.

Реактор АВ-1 был пущен в 1955 году и "заглушен" 12 августа 1989 года; АВ-2  пущен в апреле 1951 года, "заглушен" в июле 1990 года; АВ-3  пущен 15 сентября 1952 года, "заглушен" 1 ноября 1990 года.

Реактор на тяжелой воде, "Руслан", был следующим реактором, пущенным на х/к "Маяк". Его запуск был предположительно осуществлен в период с 1948 по 1951 год. Реактор находился в эксплуатации примерно до 1980 года. В конце 80-х он был реконструирован в реактор на легкой воде мощностью 1000 МВт и предназначался, в частности, для производства трития, который используется при создании термоядерного оружия.

Наконец, на х/к "Маяк" находился в эксплуатации еще один реактор на легкой воде мощностью 1000 МВт  "Людмила", который использовался также для производства трития и других изотопов.

Через полгода после пуска А-реактора в декабре 1948 года, на х/к "Маяк" была введена в эксплуатацию первая установка по переработке отработанного ядерного топлива. Эта установка находилась в эксплуатации до 1961 года, после чего был начат процесс ее утилизации.

Другая установка (радиохимическая установка РТ-1) была пущена в 1956 году. Изначально установка была рассчитана на переработку оружейного плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) пяти реакторов-размножителей. В 1976 году установку реконструировали для переработки в гражданских целях плутония, получаемого из отработанного ядерного топлива атомных станций, реакторов атомных подводных лодок и ледоколов, исследовательских реакторов, реакторов на быстрых нейтронах (БН-350 и БН-600). Страны восточной Европы и Финляндия поставляют сюда на переработку отработанное ядерное топливо с водо-водяных реакторов АЭС, построенных в этих странах СССР или, после 1991 г., Россией. Установка РТ-1 способна перерабатывать около 400 тонн ОЯТ в год, или от 300 до 900 топливных сборок в год. В технологии используется обработка ОЯТ трибутилфосфатом, в процессе которой извлекается 99 процентов урана и плутония, содержащегося в отработанном топливе. При переработке 1 тонны топлива образуется 45 м³ высокоактивных, 150 м³ среднеактивных и 2000 м³ низкоактивных жидких отходов, а также 7500 кг твердых радиоактивных отходов.

В период с 1976 по 1991 гг. перерабатывалось в среднем около 200 тонн ОЯТ в год. Начиная с 1991 года количество перерабатываемого отработанного топлива уменьшилось. Причиной этого являются трудности с доставкой ОЯТ из стран СНГ, а также из восточно-европейских стран  Чехословакии, Болгарии и Венгрии. В 1995 году Финляндия приняла решение о прекращении экспорта ОЯТ с электростанции Ловиса, начиная с 1996 года. Согласно имеющимся данным, за 1992 год было переработано около 120 тонн ОЯТ. Это соответствует производству 1 тонны реакторного плутония в год.

В свое время планировалось использование плутония, получаемого при переработке ОЯТ объектов гражданского назначения, в качестве топлива для реакторов-размножителей. Но из-за серьезных задержек с программой Минатома, касающейся реактора-размножителя, окись плутония ( ) была помещена во временные хранилища. По данным 1992 года, в хранилище находилось 25 тонн реакторного плутония.

Установка по остекловыванию концентратов жидких радиоактивных отходов находится в эксплуатации с 1987 года. Производительность этой установки  500 л/ч. Ее технология основана на преобразовании концентратов ЖРО в фосфатное стекло. Первая керамическая плавильная печь проработала 13 месяцев, после чего электроды были выведены из строя в результате высокой силы тока (2000 А). Была сконструирована новая печь, и процесс остекловывания возобновился с 25 июня 1991 года.

Полученная стекловидная масса помещается в нержавеющие емкости (диаметром 0,63 м и высотой 3,4 м) в наземном хранилище, оборудованном принудительной вентиляцией. Сегодня на х/к "Маяк" хранится около 4000 таких емкостей. Хранение предполагается осуществлять в течение 20  30 лет, до введения в эксплуатацию подземного могильника.

К началу 1995 года было произведено остекловывание концентратов с общей активностью 218 MКи, полученных из ЖРО объемом 8500 м³. Вес остеклованных отходов составил 1600 тонн. За пять лет существования установки в среднем в год остекловывались концентраты ЖРО с активностью около 50 MКи. Сегодня все образующиеся высокоактивные отходы остекловываются.

Кроме того, на х/к "Маяк" существовало несколько производственных установок для топлива типа МОХ (смесь урана и плутония). Две установки выведены из эксплуатации, две функционируют, создание пятой установки приостановлено. Первая экспериментальная установка находилась в эксплуатации в 60-70-х годах. Для производства экспериментальных топливных элементов, предназначенных для исследовательских реакторов-размножителей, использовалось около 1 тонны оружейного плутония. В период с 1986 по 1987 гг. в эксплуатации находилась небольшая установка по производству топлива типа МОХ для реакторов на быстрых нейтронах (типа БН). Ее производительность составляла 35 кг оружейного плутония в год (5 топливных сборок в год). С 1988 года в эксплуатации находилась установка по производству топлива типа МОХ для испытания в реакторах на быстрых нейтронах. Ее производительность составляла 70  80 кг оружейного плутония в год (10 сборок в год). Начиная с этого же года, в эксплуатации находилась установка по производству топливных сборок (10 сборок в год) для испытания в реакторах на быстрых нейтронах. Было также начато строительство завода по производству топлива МОХ, но работы приостановили, когда готовность завода составляла 50-70 %. Предусматривалось, что производство топлива для трех запланированных реакторов-размножителей (южно-уральский проект) будет составлять 5  6 тонн в год. На этой установке планировалось также производство топлива типа МОХ для реакторов ВВЭР.

Строительство южно-уральской атомной электростанции было начато в 1984 году (Южно-уральский проект). Изначально проект должен был включать три реактора-размножителя на быстрых нейтронах типа БН-800 (800 MВт). Вода для охлаждения ядерных реакторов должна была поступать из водоемов, в которые х/к "Маяк" производит сброс радиоактивных отходов. Перед поступлением на АЭС вода должна была проходить очистку. Предполагалось, что реакторы будут снабжать электроэнергией Челябинскую область и выпаривать часть воды из водоемов, предотвращая, таким образом, возможные затопления. Реализация проекта была приостановлена в 1987 г., когда уже заложили фундамент для двух реакторов. Причиной остановки строительства послужили экономические трудности, а также выступления общественности и властей Челябинской области против этого проекта. Осенью 1992 года Минатом выделил средства на возобновление строительства. Но из-за высокого уровня инфляции финансовое обеспечение оказалось недостаточным, и проект так и не был возобновлен.