Индия постепенно наращивает темпы развития атомной энергетики после необъявленной паузы, взятой примерно в середине 2000-ых.
В индийской атомной отрасли подчёркивают, что сохраняют приверженность трёхэтапному плану, составленному доктором Хоми Баба: (1) тяжеловодные реакторы; (2) быстрые реакторы с уран-плутониевым топливом с многократным рециклированием; (3) ториевый цикл.
Коммерческая переработка ОЯТ - важная составляющая трёхэтапного плана. Без неё невозможно реализовать ни второй этап плана Хоми Баба, ни, тем более, третий (ториевый).
Индия не является первооткрывателем технологий переработки. На момент, когда в Индии приступили к освоению переработки, она считалась в мире освоенной, и лучшим выбором признавалась технология PUREX (экстракционное выделение урана, плутония и нептуния 30%-ным раствором трибутилфосфата в углеводородном растворителе).
Первый индийский завод по переработке, "Plutonium Plant", был построен в 1965 году в Тромбее (пригород Мумбаи).
Накопленный на нём опыт позволил в начале 70-ых взяться за задачу переработки ОЯТ тяжеловодных реакторов PHWR. В Тарапуре был построен завод PREFRE-I (Power Reactor Fuel Reprocessing Plant), за которым последовали завод KARP в Калпаккаме, PREFRE-II в Тарапуре и KARP-II в Калпаккаме.
Все перечисленные заводы, на исключением PREFRE-I, на сегодняшний день находятся в эксплуатации. Выделяемый плутоний предназначается, в частности, для изготовления MOX-топлива для строящегося быстрого натриевого реактора PFBR.
Одновременно индийские специалисты работают над повышением эффективности применяемых технологий переработки, что уже позволило некоторым заводам превысить проектные показатели по производительности.
В будущем атомный парк Индии должен возрасти в несколько раз, что ставит новые задачи по объёмам переработки. Для этого на площадке Тарапур строится завод "Integrated Nuclear Recycle Plant" (INRP), который в Индии относят к заводам с большой производительностью, до 600 тонн в год.
Первый индийский коммерческий быстрый бридер PFBR пока не введён в строй, однако уже сейчас в отрасли задумываются над тем, как организовать переработку его ОЯТ для последующего возвращения урана и плутония в топливный цикл.
Исследования и испытания пока проводятся с ОЯТ быстрого исследовательского реактора FBTR. Его переработка была успешно продемонстрирована на опытной установке CORAL в Калпаккаме.
В центре атомных исследований (BARC) имени Хоми Бабы была продемонстрирована технология переработки облучённого ториевого топлива. Топливные элементы, содержащие торий, облучались как в исследовательском реакторе CIRUS, так и в энергетических PHWR. Их переработка с выделением оставшегося тория и наработанного урана-233 выполнялась на объектах UTSF и PRTRF в Тромбее.
Важный элемент любой технологии переработки ОЯТ - обращение с высокоактивными отходами. Первый завод по витрификации ВАО был построен в начале 90-ых годов Тарапуре (Waste Immoblisation Plant, WIP), за ним последовали и другие заводы на других площадках.
Целый ряд радиоактивных изотопов, входящих в состав ВАО от переработки ОЯТ, имеет полезные применения в медицине и промышленности. На заводе WIP отрабатывают технологические процессы для извлечения цезия-137, стронция-90 и рутения-106.
