Войти
Циньшань Блоки 1 и 2 фазы III, расположенные в Чжэцзян Китай (30,436 ° N 120,958 ° E): два реактора CANDU 6, спроектированные Atomic Energy of Canada Limited (AECL), принадлежащие и эксплуатируемые третьей Qinshan Nuclear Power Company Limited. Обратите внимание, что установка по сути представляет собой две отдельные установки, присущие конструкции CANDU6. CANDU (Canada Deuterium Uranium ) - канадский тяжеловодный реактор под давлением конструкция, используемая для выработки электроэнергии. Акроним относится к его оксиду дейтерия (тяжелая вода ) замедлителю и его использованию (первоначально природный ) уран топливо. Реакторы CANDU были впервые разработаны в конце 1950-х и 1960-х годах в результате партнерства между Atomic Energy of Canada Limited (AECL), Комиссией по гидроэнергетике Онтарио, Canadian General Электрик и другие компании.
Существовало два основных типа реакторов CANDU: первоначальная конструкция около 500 MWe, которая предназначалась для использования в многореакторных установках на крупных предприятиях, и усовершенствованная CANDU 6 в классе e мощностью 600 МВт, который разработан для использования в одиночных автономных энергоблоках или на небольших многоблочных станциях. CANDU 6 были построены в Квебеке и Нью-Брансуике, а также в Пакистане, Аргентине, Южной Корее, Румынии и Китае. Единственный образец конструкции, отличной от CANDU 6, был продан в Индию. Многоблочная конструкция использовалась только в Онтарио, Канада, и увеличивалась в размере и мощности по мере того, как в провинции было установлено больше блоков, достигнув ~ 880 МВт e в блоках, установленных в Дарлингтонская АЭС. Попытка рационализировать более крупные блоки аналогично CANDU 6 привела к появлению CANDU 9 .
. К началу 2000-х годов перспективы продаж оригинальных дизайнов CANDU сокращались из-за появления новых дизайнов от других компаний. В ответ AECL отменила разработку CANDU 9 и перешла к конструкции усовершенствованного реактора CANDU (ACR). ACR не нашла покупателей; его последняя потенциальная продажа была связана с расширением Дарлингтона, но оно было отменено в 2009 году. В октябре 2011 года федеральное правительство Канады предоставило лицензию на разработку CANDU компании Candu Energy (дочерняя компания, полностью принадлежащая SNC- Лавалин ), которая также приобрела бывшее в то время подразделение по разработке и маркетингу реакторов AECL. Candu Energy предлагает услуги поддержки для существующих объектов и завершает строительство ранее остановленных установок в Румынии и Аргентине в рамках партнерства с Китайской национальной ядерной корпорацией. SNC Lavalin, преемник AECL, занимается продажей нового реактора Candu 6 в Аргентине (Atucha 3), а также в Китае и Великобритании. Продажи реактора ACR прекращены.
В 2017 году консультации с представителями отрасли привели Natural Resources Canada к разработке «Дорожной карты SMR», нацеленной на разработку малых модульных реакторов. В ответ SNC-Lavalin разработала версию CANDU e SMR мощностью 300 МВт, CANDU SMR, которую она начала выделять на своем веб-сайте.
Принципиальная схема реактора CANDU: горячая и холодная стороны первого контура тяжелой воды; горячая и холодная стороны вторичного легководного контура; и охлаждающий тяжеловодный замедлитель в каландрии вместе с частично вставленными регулирующими стержнями (так называемые управляющие стержни CANDU ). Принцип работы конструкции CANDU аналогичен работе других ядерных реакторов. Реакции деления в горячей воде под давлением в активной зоне реактора в первичном контуре охлаждения. теплообменник, также известный как парогенератор, передает тепло во вторичный контур охлаждения, который питает паровую турбину с электрическим генератором., присоединенный к нему (для типичного термодинамического цикла Ренкина ). Затем отработавший пар из турбин охлаждается, конденсируется и возвращается в качестве питательной воды в парогенератор. Для окончательного охлаждения часто используется охлаждающая вода из ближайшего источника, такого как озеро, река или океан. На более новых заводах CANDU, таких как Дарлингтонская атомная генерирующая станция около Торонто, Онтарио, используется диффузор для распределения теплой воды на выходе по большему объему и ограничения воздействие на окружающую среду. Хотя все установки CANDU на сегодняшний день использовали охлаждение с открытым циклом, современные конструкции CANDU могут использовать вместо них градирни.
Конструкция CANDU отличается от большинства других конструкций деталями делящегося ядра и первичного контура. контур охлаждения. Природный уран состоит в основном из урана-238 с небольшими количествами урана-235 и следовых количеств других изотопов. При делении этих элементов высвобождаются высокоэнергетические нейтроны, которые также могут вызывать деление других атомов U в топливе. Этот процесс гораздо более эффективен, когда энергия нейтронов намного ниже, чем энергия, выделяемая при естественных реакциях. В большинстве реакторов используется какая-либо форма замедлителя нейтронов для понижения энергии нейтронов или «термализации » их, что делает реакцию более эффективной. Энергия, теряемая нейтронами во время этого процесса замедления, нагревает замедлитель и извлекается для получения энергии.
В большинстве коммерческих реакторов в качестве замедлителя используется обычная вода. Вода поглощает часть нейтронов, достаточную для того, чтобы поддерживать реакцию в природном уране. CANDU заменяет эту "легкую" воду на тяжелую воду. Дополнительный нейтрон тяжелой воды снижает ее способность поглощать избыточные нейтроны, что приводит к лучшей экономии нейтронов. Это позволяет CANDU работать на необогащенном природном уране или уране, смешанном с большим количеством других материалов, таких как плутоний и торий. Это было основной целью дизайна CANDU; при работе с природным ураном устраняются затраты на обогащение. Это также дает преимущество с точки зрения ядерного распространения, поскольку нет необходимости в установках по обогащению, которые также могли бы использоваться для оружия.
В обычных конструкциях легководных реакторов (LWR) вся делящаяся активная зона помещается в большой корпус высокого давления. Количество тепла, которое может отводить охлаждающая жидкость, зависит от температуры; за счет повышения давления в сердечнике вода может быть нагрета до гораздо более высоких температур перед кипением, тем самым отводя больше тепла и позволяя сердечнику быть меньше и более эффективным.
Создание корпуса высокого давления требуемого размера является серьезной проблемой, и во время проектирования CANDU тяжелая промышленность Канады не имела необходимого опыта и возможностей для литья и изготовления корпусов высокого давления в реакторах требуемого размера (что также должен быть намного больше, чем сосуд высокого давления эквивалентного LWR). Эта проблема была настолько серьезной, что даже относительно небольшой сосуд высокого давления, первоначально предназначенный для использования в NPD до его модернизации в середине строительства, не мог быть изготовлен внутри страны и должен был производиться вместо этого в Шотландии, а внутренняя разработка технология, необходимая для производства сосудов высокого давления размера, необходимого для промышленных энергетических реакторов с тяжелым водным замедлителем, считалась очень маловероятной.
В CANDU пучки твэлов вместо этого содержатся в гораздо меньших металлических трубках диаметром около 10 см.. Затем трубы помещаются в более крупный сосуд, содержащий дополнительную тяжелую воду, действующую исключительно как замедлитель. Этот сосуд, известный как каландрия, не находится под давлением и остается при гораздо более низких температурах, что значительно упрощает его изготовление. Чтобы предотвратить утечку тепла из напорных трубок в окружающий замедлитель, каждая напорная трубка заключена в каландрийную трубку. Углекислый газ в зазоре между двумя трубками действует как изолятор. Резервуар замедлителя также действует как большой радиатор , который обеспечивает дополнительную функцию безопасности.
В традиционной конструкции с активной зоной под давлением для дозаправки системы требуется отключение активной зоны и открытие резервуара высокого давления. Из-за конструкции, используемой в CANDU, необходимо сбросить давление только в одной заправляемой трубе. Это позволяет непрерывно заправлять систему CANDU без остановки, что является еще одной важной целью проектирования. В современных системах, две роботизированные машины прикрепить к поверхностям реактора и открыть торцевые заглушки из трубки под давлением. Одна машина подает новое топливо, при этом отработанное топливо выталкивается и собирается на другом конце. Существенным эксплуатационным преимуществом дозаправки в режиме онлайн является то, что отказавший или негерметичный пучок твэлов можно удалить из активной зоны после того, как она будет обнаружена, что снизит уровень излучения в первом контуре охлаждения.
Каждый пучок твэлов представляет собой цилиндр, собранный из тонких трубок, заполненных керамическими таблетками из оксидного уранового топлива (твэлы). В более старых конструкций, расслоение было 28 или 37 полу-метровые топливных элементов с 12-13 таких узлов, лежащих впритык в трубке высокого давления. В новом пучке CANFLEX 43 тепловыделяющих элемента с двумя размерами элементов (так что номинальную мощность можно увеличить без плавления самых горячих тепловыделяющих элементов). Он составляет около 10 сантиметров (3,9 дюйма) в диаметре, 0,5 метра (20 дюймов) в длину, весит около 20 килограммов (44 фунта) и предназначен для замены связки из 37 элементов. Чтобы позволить нейтронам свободно проходить между пучками, трубки и пучки изготовлены из нейтронно-прозрачного циркалоя (циркония + 2,5% масс ниобия ).
Два пучка твэлов CANDU: каждый имеет длину около 50 см и диаметр 10 см и может генерировать около 1 ГВтч (3,6 ТДж) электроэнергии. за время работы на реакторе CANDU 
АЭС Брюса, эксплуатирующая восемь реакторов CANDU, является крупнейшей атомной электростанцией в мире по чистой производственной мощности Природный уран представляет собой смесь из изотопов, в основном урана-238, с 0,72% делящегося урана-235 по весу. Реактор нацелен на постоянную скорость деления во времени, когда нейтроны, высвобождаемые при делении, вызывают такое же количество делений в других делящихся атомах. Этот баланс обозначается как критичность. Нейтроны, высвобождаемые в этих реакциях, довольно энергичны и с трудом реагируют («захватываются») окружающим делящимся материалом. Чтобы повысить эту скорость, их энергия должна быть уменьшена, в идеале до той же энергии, что и сами атомы топлива. Поскольку эти нейтроны находятся в тепловом равновесии с топливом, они называются тепловыми нейтронами.
. Во время замедления это помогает разделить нейтроны и уран, поскольку U имеет большое сродство к нейтронам промежуточной энергии («резонанс» поглощение), но легко расщепляется только несколькими нейтронами с энергией выше ≈1,5–2 МэВ. Поскольку большая часть топлива обычно представляет собой U, большинство конструкций реакторов основано на тонких топливных стержнях, разделенных замедлителем, что позволяет нейтронам перемещаться в замедлителе, прежде чем снова попасть в топливо. Выбрасывается больше нейтронов, чем необходимо для поддержания цепной реакции; когда уран-238 поглощает только избыток, создается плутоний, который помогает восполнить истощение урана-235. В конце концов, накопление продуктов деления, которые поглощают нейтроны даже сильнее, чем U, замедляет реакцию и требует дозаправки.
Легкая вода - отличный замедлитель: легкие атомы водорода очень близки по массе к нейтрону и могут поглотить много энергии за одно столкновение (например, столкновение двух бильярдных шаров.). Легкий водород также довольно эффективно поглощает нейтроны, и его будет слишком мало, чтобы вступить в реакцию с небольшим количеством U в природном уране, что предотвратит возникновение критичности. Для обеспечения критичности топливо должно быть обогащено, увеличивая количество U до пригодного для использования уровня. В легководных реакторах топливо обычно обогащается до 2–5% U (оставшаяся фракция с меньшим содержанием U называется обедненным ураном ). Установки по обогащению дороги в строительстве и эксплуатации. Они также являются проблемой распространения, поскольку их можно использовать для гораздо большего обогащения урана, вплоть до материала оружейного качества (90% или более U). Это можно исправить, если топливо поставляется и перерабатывается международно одобренным поставщиком.
Основным преимуществом тяжелой воды замедлителя над легкой водой является пониженное поглощение нейтронов, поддерживающих цепную реакцию, что позволяет снизить концентрацию активных атомов ( вплоть до использования топлива из необогащенного природного урана). Дейтерий («тяжелый водород») уже имеет дополнительный нейтрон, который поглотил бы легкий водород, уменьшая тенденцию к захвату нейтронов. Дейтерий в два раза больше массы одного нейтрона (по сравнению с легким водородом, который имеет примерно такую же массу); Несовпадение означает, что необходимо больше столкновений для замедления нейтронов, что требует большей толщины замедлителя между топливными стержнями. Это увеличивает размер активной зоны реактора и утечку нейтронов. Это также практическая причина дизайна каландрии, в противном случае потребовался бы очень большой сосуд высокого давления. Низкая плотность U в природном уране также означает, что меньше топлива будет израсходовано до того, как скорость деления упадет слишком низко для поддержания критичности, поскольку отношение U к продуктам деления + U ниже. В CANDU большая часть замедлителя находится при более низких температурах, чем в других конструкциях, что снижает разброс скоростей и общую скорость частиц замедлителя. Это означает, что большинство нейтронов в конечном итоге будут иметь более низкую энергию и с большей вероятностью вызовут деление, поэтому CANDU не только «сжигает» природный уран, но и делает это более эффективно. В целом реакторы CANDU используют на 30-40% меньше добытого урана, чем легководные реакторы, на единицу произведенной электроэнергии. Это главное преимущество тяжелой конструкции; он не только требует меньше топлива, но, поскольку топливо не нужно обогащать, оно также намного дешевле.
Еще одной уникальной особенностью замедления тяжелой воды является более высокая стабильность цепной реакции. Это происходит из-за относительно низкой энергии связи ядра дейтерия (2,2 МэВ), что приводит к тому, что некоторые энергичные нейтроны и особенно гамма-лучи разрывают ядра дейтерия на части с образованием дополнительных нейтронов. Оба гамма-излучения, производимые непосредственно в результате деления и распада осколков деления, имеют достаточно энергии, а период полураспада осколков деления составляет от секунд до часов или даже лет. Медленный отклик этих генерируемых гамма-излучением нейтронов задерживает реакцию реактора и дает операторам дополнительное время в случае аварии. Поскольку гамма-лучи проходят через воду на несколько метров, повышенная скорость цепной реакции в одной части реактора вызовет отклик остальной части реактора, позволяя различным отрицательным обратным связям стабилизировать реакцию.
С другой стороны, нейтроны деления полностью замедляются, прежде чем они достигнут другого топливного стержня, а это означает, что нейтронам требуется больше времени, чтобы добраться от одной части реактора до другой. Таким образом, если цепная реакция ускоряется в одной секции реактора, изменение будет медленно распространяться на остальную часть активной зоны, давая время для реагирования в аварийной ситуации. Независимость энергии нейтронов от используемого ядерного топлива - вот что обеспечивает такую гибкость топлива в реакторе CANDU, поскольку каждый пучок твэлов будет находиться в одной и той же среде и одинаково влиять на своих соседей, независимо от того, является ли делящийся материал ураном. -235, уран-233 или плутоний.
Канада разработала конструкцию с замедлителем тяжелой воды в период после Второй мировой войны для исследования ядерной энергии при отсутствии доступа к объектам по обогащению. Системы обогащения во время войны были чрезвычайно дорогими в строительстве и эксплуатации, тогда как раствор тяжелой воды позволял использовать природный уран в экспериментальном реакторе ZEEP. Была разработана гораздо менее дорогая система обогащения, но Соединенные Штаты засекретили работу по процессу более дешевой газовой центрифуги. Поэтому CANDU был разработан для использования природного урана.
Конструкция CANDU включает в себя ряд активных и пассивных функций безопасности. Некоторые из них являются побочным эффектом физического макета системы.
Конструкции CANDU имеют положительный пустотный коэффициент, а также небольшой коэффициент мощности, который обычно считается плохим в конструкции реактора. Это означает, что пар, образующийся в охлаждающей жидкости, увеличит скорость реакции, что, в свою очередь, приведет к образованию большего количества пара. Это одна из многих причин меньшей массы замедлителя в каландрии, поскольку даже серьезное попадание пара в активную зону не окажет серьезного влияния на общий цикл замедления. Только если сам замедлитель закипит, может возникнуть какой-либо значительный эффект, а большая тепловая масса гарантирует, что это будет происходить медленно. Преднамеренно «вялый» отклик процесса деления в CANDU дает контроллерам больше времени для диагностики и решения проблем.
Топливные каналы могут поддерживать критичность только в том случае, если они механически исправны. Если температура пучков твэлов увеличивается до точки, при которой они становятся механически нестабильными, их горизонтальное расположение означает, что они будут изгибаться под действием силы тяжести, смещая расположение пучков и снижая эффективность реакций. Поскольку исходная топливная компоновка оптимальна для цепной реакции, а топливо из природного урана имеет небольшую избыточную реактивность, любая значительная деформация остановит реакцию деления топливных таблеток. Это не остановит производство тепла в результате распада продуктов деления, которые по-прежнему будут давать значительную тепловую мощность. Если этот процесс еще больше ослабит пучки топлива, напорная трубка, в которой они находятся, в конечном итоге изогнется достаточно далеко, чтобы коснуться трубки каландрии, позволяя теплу эффективно передаваться в бак замедлителя. Корпус замедлителя сам по себе обладает значительной тепловой способностью и обычно поддерживается относительно холодным.
Тепло, выделяемое продуктами деления, первоначально будет составлять около 7% от полной мощности реактора, что требует значительного охлаждения. Конструкции CANDU имеют несколько систем аварийного охлаждения, а также обладают ограниченной способностью к самокачиванию с помощью тепловых средств (парогенератор находится значительно выше реактора). Даже в случае катастрофической аварии и расплавления активной зоны топливо не является критическим в легкой воде. Это означает, что охлаждение активной зоны водой из близлежащих источников не повысит реактивность топливной массы.
Обычно скорость деления контролируется легководными отсеками, называемыми контроллерами жидкой зоны, которые поглощают избыточные нейтроны, и регулирующими стержнями, которые можно поднимать или опускать в активной зоне для управления потоком нейтронов. Они используются для нормальной работы, позволяя контроллерам регулировать реактивность по всей массе топлива, поскольку разные части обычно горят с разной скоростью в зависимости от их положения. Регулирующие стержни также могут использоваться для замедления или прекращения критичности. Поскольку эти стержни вставляются в каландрию низкого давления, а не в топливные трубы высокого давления, они не будут «выбрасываться» паром, что является проблемой конструкции многих реакторов с водой под давлением.
Также есть две независимые быстродействующие системы аварийного отключения. Запорные стержни удерживаются над реактором с помощью электромагнитов и падают под действием силы тяжести в активную зону для быстрого выхода из критического состояния. Эта система работает даже в случае полного отключения электроэнергии, поскольку электромагниты удерживают стержни вне реактора только при наличии питания. Вторичная система закачивает раствор абсорбера нейтронов под высоким давлением гадолиния в каландрию.
Диапазон возможных топливных циклов CANDU: реакторы CANDU могут работать с различными типами топлива, включая отработанное топливо из легководных реакторов Конструкция на тяжелой воде может выдерживать цепную реакцию с более низкой концентрацией делящихся атомов, чем легководные реакторы, что позволяет использовать некоторые альтернативные виды топлива; например, «восстановленный уран » (RU) из отработанного топлива LWR. CANDU был разработан для природного урана только с 0,7% U, поэтому RU с 0,9% U является богатым топливом. Это извлекает еще 30-40% энергии из урана. Разрабатываемый процесс DUPIC (прямое использование отработавшего топлива PWR в CANDU) позволяет утилизировать его даже без переработки. Топливо спекается на воздухе (окисляется), затем в водороде (восстанавливается), чтобы превратить его в порошок, который затем превращается в топливные гранулы CANDU. CANDU может также производить топливо из более распространенного тория. Это исследуется Индией, чтобы воспользоваться ее природными запасами тория.
Даже лучше, чем LWR, CANDU может использовать смесь оксидов урана и плутония (МОКС-топливо ), плутоний либо из демонтированного ядерного оружия, либо из переработанного реакторного топлива. Смесь изотопов в переработанном плутонии непривлекательна для оружия, но может использоваться в качестве топлива (вместо того, чтобы быть просто ядерными отходами), а потребление оружейного плутония устраняет опасность распространения. Если цель явно состоит в использовании плутония или других актинидов из отработавшего топлива, то предлагается специальное топливо с инертной матрицей, чтобы сделать это более эффективно, чем МОКС. Поскольку они не содержат урана, эти виды топлива не образуют лишнего плутония.
Нейтронная экономия за счет замедления тяжелой воды и точный контроль за дозаправкой в оперативном режиме позволяют CANDU использовать широкий спектр видов топлива, кроме обогащенного урана, например, природный уран, переработанный уран, торий, плутоний и отработанное топливо LWR. С учетом затрат на обогащение это может значительно удешевить топливо. Первоначальные инвестиции были вложены в тонны тяжелой воды чистотой 99,75% для заполнения активной зоны и системы теплопередачи. В случае с Дарлингтонской электростанцией затраты, указанные как часть запроса закона о свободе информации, оценивают суточные расходы станции (четыре реактора общей мощностью 3512 МВт e чистой мощностью) в 5,117 долларов. млрд канадских долларов (около 4,2 млрд долларов США по обменному курсу начала 1990-х годов). Общие капитальные затраты, включая проценты, составили 14,319 млрд канадских долларов (около 11,9 млрд долларов США), из которых 1,528 млрд долларов, или 11%, приходится на тяжелую воду.
Поскольку тяжелая вода менее эффективна, чем легкая вода, в отношении замедления нейтронов, CANDU требуется большее соотношение замедлителя и топлива и больший сердечник для той же выходной мощности. Хотя ядро на основе каландрии дешевле построить, его размер увеличивает стоимость стандартных функций, таких как здание сдерживания. Как правило, строительство и эксплуатация АЭС составляют ≈65% от общей стоимости срока службы; для CANDU затраты на строительство еще больше. Заправка CANDU дешевле, чем для других реакторов, и стоит всего ≈10% от общей суммы, поэтому общая цена за кВтч электроэнергии сопоставима. Реактор нового поколения Advanced CANDU (ACR) смягчает эти недостатки за счет использования легководного теплоносителя и использования более компактной активной зоны с меньшим количеством замедлителей.
При первом появлении CANDU предлагали гораздо лучший коэффициент мощности (отношение выработанной мощности к той, которая была бы произведена при работе на полной мощности, 100% времени), чем LWR аналогичного поколения.. Легководные конструкции в среднем тратили около половины времени на заправку или техническое обслуживание. С 1980-х годов кардинальные улучшения в управлении простоями LWR сократили разрыв: несколько блоков достигли коэффициента мощности ~ 90% и выше, с общей производительностью парка 92% в 2010 году. Реакторы CANDU 6 последнего поколения имеют коэффициент мощности 88–90 % CF, но в целом по производительности преобладают более старые канадские установки с CF порядка 80%. Восстановленные единицы исторически демонстрировали низкую производительность, порядка 65%. С тех пор ситуация улучшилась с возвращением в эксплуатацию блоков Брюса A1 и A2, коэффициент мощности которых после ремонта составляет 82% и 88% соответственно.
Некоторые заводы CANDU пострадали от перерасхода средств во время строительства, часто от внешних факторов, таких как действия правительства. Например, ряд навязанных задержек строительства привел к увеличению примерно вдвое стоимости Дарлингтонской атомной электростанции недалеко от Торонто, Онтарио. Технические проблемы и модернизация добавили еще около миллиарда к итоговой цене в 14,4 миллиарда долларов. Напротив, в 2002 году два реактора CANDU 6 в Циньшане в Китае были завершены в соответствии с графиком и в рамках бюджета, что объясняется жестким контролем за объемом и графиком.
АЭС Пикеринг Станция состоит из шести действующих и два остановленных реактора CANDU, размещенных в купольных зданиях защитной оболочки. Цилиндрическое вакуумное здание - это дополнительная система безопасности, в которой пар конденсируется в случае крупной утечки. С точки зрения гарантий против ядерного оружия распространения, CANDUs соответствуют требованиям такой же уровень международной сертификации, как и у других реакторов. Плутоний для первого ядерного взрыва Индии, Операция Улыбающийся Будда в 1974 году, был произведен в реакторе CIRUS, поставленном Канадой и частично оплаченном канадским правительством с использованием тяжелой воды, поставленной Соединенными Штатами. Состояния. В дополнение к своим двум реакторам PHWR, Индия имеет несколько защищенных реакторов с тяжелой водой под давлением (PHWR) на основе конструкции CANDU, а также два защищенных легководных реактора, поставленных США. Плутоний был извлечен из отработавшего топлива всех этих реакторов; Индия в основном полагается на спроектированный и построенный Индией военный реактор под названием Дхрува. Считается, что эта конструкция заимствована из реактора CIRUS, а Dhruva расширяется для более эффективного производства плутония. Считается, что именно этот реактор произвел плутоний для недавних (1998 г.) Индии ядерных испытаний операции Шакти.
Хотя тяжелая вода относительно невосприимчива к захвату нейтронов, небольшое количество таким образом дейтерий превращается в тритий. Этот тритий добывается на некоторых заводах CANDU в Канаде, главным образом для повышения безопасности в случае утечки тяжелой воды. Газ накапливается и используется в различных коммерческих продуктах, в частности, «бессильных» системах освещения и медицинских устройствах. В 1985 году то, что тогда называлось Ontario Hydro, вызвало споры в Онтарио из-за его планов продавать тритий в США. План, по закону, предусматривал продажу только для невоенного применения, но некоторые предполагали, что экспорт мог бы высвободить американский тритий для программы ядерного оружия Соединенных Штатов. Будущие потребности опережают производство, в частности, потребности будущих поколений экспериментальных термоядерных реакторов, таких как ИТЭР. В настоящее время на сепарационной установке в Дарлингтоне ежегодно извлекается от 1,5 до 2,1 кг трития, из которых небольшая часть продается.
Серия испытаний 1998 Operation Shakti в Индии включала одну бомбу примерно Мощность 45 кт, которую Индия публично заявила, что это водородная бомба. Случайный комментарий в публикации BARC Heavy Water - Properties, Production and Analysis, кажется, предполагает, что тритий был извлечен из тяжелой воды в реакторах CANDU и PHWR, находящихся в промышленной эксплуатации. Джейнс Интеллидженс Ревью цитирует председателя Индийской комиссии по атомной энергии, допускающего использование завода по извлечению трития, но отказавшегося комментировать его использование. Индия также способна более эффективно производить тритий путем облучения лития-6 в реакторах.
Тритий, H, представляет собой радиоактивный изотоп водорода с периодом полураспада 12,3 года. Он производится в небольших количествах в природе (около 4 кг в год во всем мире) в результате взаимодействия космических лучей в верхних слоях атмосферы. Тритий считается слабым радионуклидом из-за его низкоэнергетических радиоактивных выбросов (энергия бета-частиц до 18,6 кэВ). Бета-частицы перемещаются по воздуху на 6 мм и проникают через кожу только на глубину до 6 микрометров. Биологический период полураспада вдыхаемого, проглоченного или абсорбированного трития составляет 10–12 дней.
Тритий образуется в топливе всех реакторов; Реакторы CANDU генерируют тритий также в теплоносителе и замедлителе из-за захвата нейтронов тяжелым водородом. Некоторая часть этого трития ускользает в локальную оболочку и обычно извлекается; небольшой процент (около 1%) выходит из защитной оболочки и считается обычным радиоактивным выбросом (также выше, чем от LWR сопоставимого размера). Следовательно, ответственная эксплуатация завода CANDU включает мониторинг трития в окружающей среде (и публикацию результатов).
В некоторых реакторах CANDU периодически извлекается тритий. Типичные выбросы от заводов CANDU в Канаде составляют менее 1% от национального нормативного предела, который основан на рекомендациях Международной комиссии по радиологической защите (ICRP) (например, максимально допустимая концентрация трития в питьевой воде в Канаде 7000 Бк / л соответствует 1/10 предельной дозы МКРЗ для населения). Выбросы трития на других заводах CANDU также низки.
В целом, существует значительная общественная полемика по поводу радиоактивных выбросов атомных электростанций, и для заводов CANDU одной из основных проблем является тритий. В 2007 году Гринпис опубликовал критический анализ выбросов трития канадскими атомными электростанциями, сделанный Яном Фэрли. Этот отчет подвергся критике со стороны Ричарда Осборна.
С течением времени разработка CANDU прошла четыре основных этапа. Первые системы были опытными и опытными машинами ограниченной мощности. Они были заменены вторым поколением машин мощностью от 500 до 600 МВт e (CANDU 6), серией более крупных машин мощностью 900 МВт e и, наконец, превратились в CANDU 9 и текущие усилия ACR-1000.
Первой конструкцией с замедлителем тяжелой воды в Канаде был ZEEP, который начал работать сразу после окончания Вторая мировая. К ZEEP присоединились несколько других экспериментальных машин, в том числе NRX в 1947 году и NRU в 1957 году. Эти усилия привели к созданию первого реактора типа CANDU, Nuclear Power Demonstration (NPD) в Ролфтоне, Онтарио. Он был задуман как экспериментальный и рассчитан всего на 22 MWe, что является очень низкой мощностью для промышленного энергетического реактора. NPD произвела первую ядерную электроэнергию в Канаде и успешно проработала с 1962 по 1987 год.
Второй CANDU был реактором Douglas Point, более мощной версией, рассчитанной примерно на 200 МВт и расположенной около Кинкардин, Онтарио. Он был введен в эксплуатацию в 1968 году и проработал до 1984 года. В отличие от станций CANDU, Дуглас-Пойнт имел заполненное маслом окно с видом на восточную поверхность реактора, даже когда реактор работал. Первоначально планировалось, что Дуглас Пойнт будет двухблочной станцией, но второй блок был отменен из-за успеха более крупных блоков мощностью 515 МВт на Пикеринг.
Джентилли-1 (справа) и Джентилли-2 (слева) Джентильи-1, в Беканкур, Квебек около Труа-Ривьер, Квебек, также был экспериментальной версией CANDU, использующей кипячение легководный теплоноситель и вертикальные напорные трубки, но не был признан успешным и закрылся после семи лет беспорядочной эксплуатации. Реактор Gentilly-2, CANDU-6, эксплуатируется с 1983 года. После заявлений нового правительства Parti Québécois в сентябре 2012 года о закрытии Gentilly, оператор Hydro-Québec, решила отменить ранее объявленную реконструкцию завода и объявила о своей остановке в конце 2012 года, сославшись на экономические причины этого решения. Затем компания проведет 50-летний вывод из эксплуатации, который оценивается в 1,8 миллиарда долларов.
Параллельно с классической конструкцией CANDU разрабатывались экспериментальные варианты. WR-1, расположенный в AECL Whiteshell Laboratories в Пинава, Манитоба, использовал вертикальные напорные трубки и органические масло в качестве теплоносителя первого контура. Используемое масло имеет более высокую температуру кипения, чем вода, что позволяет реактору работать при более высоких температурах и более низких давлениях, чем в обычном реакторе. Температура на выходе WR-1 составляла около 490 ° C по сравнению с номинальной температурой CANDU 6 в 310 ° C, что означает, что для отвода того же количества тепла требуется меньше охлаждающей жидкости, что приводит к меньшему размеру и менее дорогой сердцевине. Более высокие температуры также приводят к более эффективному преобразованию в пар и, в конечном итоге, в электричество. WR-1 успешно работал в течение многих лет и обещал значительно более высокий КПД, чем версии с водяным охлаждением.
Успехи NPD и Douglas Point привели к решению построить первую многокомпонентную станцию в Пикеринге, Онтарио. Пикеринг А, состоящий из энергоблоков с 1 по 4, был введен в эксплуатацию в 1971 году. Пикеринг В с энергоблоками с 5 по 8 был введен в эксплуатацию в 1983 году, в результате чего полная мощность станции составила 4 120 МВт e. Станция расположена очень близко к городу Торонто, чтобы сократить расходы на передачу .
Ряд улучшений базовой конструкции Пикеринга привел к созданию конструкции CANDU 6, которая впервые была введена в эксплуатацию в начале 1980-х годов. CANDU 6 был, по сути, версией электростанции Пикеринга, которая была переработана, чтобы ее можно было строить в однореакторных установках. CANDU 6 использовался на нескольких установках за пределами Онтарио, включая Gentilly-2 в Квебеке и АЭС Point Lepreau в Нью-Брансуике. CANDU 6 составляет большинство зарубежных систем CANDU, включая конструкции, экспортируемые в Аргентину, Румынию, Китай. и Южная Корея. Только в Индии используется система CANDU, которая не основана на конструкции CANDU 6.
экономика атомных электростанций обычно хорошо масштабируется с размером. Это улучшение при больших размерах компенсируется внезапным появлением большого количества электроэнергии в сети, что приводит к снижению цен на электроэнергию из-за эффектов спроса и предложения. Прогнозы, сделанные в конце 1960-х годов, предполагали, что рост спроса на электроэнергию преодолеет это понижательное ценовое давление, что побудило большинство проектировщиков ввести установки мощностью 1000 МВт e.
За Пикерингом А вскоре последовала такая модернизация строительства АЭС Брюса, построенной поэтапно между 1970 и 1987 годами. Это крупнейшая ядерная установка в Северной Америке и вторая по величине в мире. в мире (после Кашивадзаки-Карива в Японии), с восемью реакторами мощностью около 800 МВт e каждый, в общей сложности 6232 МВт (нетто) и 7276 МВт ( валовой). Другое, меньшее масштабирование привело к конструкции Дарлингтонской атомной генерирующей станции, аналогичной АЭС Брюс, но обеспечивающей около 880 МВт эл на реактор в четырехреакторной станции.
Как и в случае развития дизайна Пикеринга в CANDU 6, дизайн Брюса также был развит в аналогичный CANDU 9. Как и CANDU 6, CANDU 9, по сути, представляет собой переработку дизайна Брюса., так что его можно построить как однореакторный блок. Реакторы CANDU 9 не построены.
В течение 1980-х и 1990-х годов рынок атомной энергетики пережил серьезный крах: в Северной Америке или Европе было построено несколько новых станций. Конструкторские работы продолжались повсюду, и были введены новые концепции дизайна, которые значительно повысили безопасность, капитальные затраты, экономику и общую производительность. Эти машины поколения III + и поколения IV стали предметом значительного интереса в начале 2000-х годов, когда казалось, что ядерный ренессанс уже начался, и появилось большое количество новых реакторы будут построены в течение следующего десятилетия.
AECL работала над проектом, известным как ACR-700, с использованием элементов последних версий CANDU 6 и CANDU 9 с проектной мощностью 700 МВт. е. Во время возрождения ядерной энергетики апскейлинг, наблюдавшийся в предыдущие годы, вновь проявился, и ACR-700 был преобразован в ACR-1000 мощностью 1200 МВт e. ACR-1000 - это технология CANDU следующего поколения (официально «поколение III +»), которая вносит некоторые существенные изменения в существующую конструкцию CANDU.
Основное изменение и самое радикальное среди поколений CANDU - это использование в качестве теплоносителя легкой воды под давлением. Это значительно снижает стоимость реализации первичного контура охлаждения, который больше не нужно заполнять дорогой тяжелой водой. ACR-1000 использует около 1/3 тяжелой воды, необходимой в конструкциях предыдущего поколения. Это также исключает образование трития в контуре охлаждающей жидкости, который является основным источником утечек трития в действующих конструкциях CANDU. Модернизация также позволяет получить слегка отрицательную реактивность пустот, что является основной целью проектирования всех машин поколения III +.
Конструкция также требует использования слегка обогащенного урана, обогащенного примерно на 1-2%. Основная причина этого заключается в увеличении степени выгорания, позволяя пучкам оставаться в реакторе дольше, так что производится только треть отработавшего топлива. Это также влияет на эксплуатационные расходы и сроки, так как частота заправок снижается. Как и в случае с более ранними конструкциями CANDU, ACR-1000 также предлагает дозаправку в режиме онлайн.
Вне реактора ACR-1000 имеет ряд конструктивных изменений, которые, как ожидается, значительно снизят капитальные и эксплуатационные расходы. Основным среди этих изменений является расчетный срок службы в 60 лет, что резко снижает стоимость электроэнергии, вырабатываемой в течение всего срока службы станции. Проект также имеет ожидаемый коэффициент загрузки 90%. Парогенераторы и турбины высокого давления повышают эффективность ниже по потоку от реактора.
Многие изменения эксплуатационной конструкции также были применены к существующему CANDU 6 для производства усовершенствованного CANDU 6. Также известный как CANDU 6e или EC 6, это была эволюционная модернизация конструкции CANDU 6 с валовой мощностью 740 МВт e на блок. Реакторы рассчитаны на срок службы более 50 лет с программой среднего срока службы по замене некоторых из ключевых компонентов, например топливные каналы. Прогнозируемый среднегодовой коэффициент использования мощности составляет более 90%. Улучшение методов строительства (включая модульную сборку с открытым верхом) снижает затраты на строительство. CANDU 6e разработан для работы с настройками мощности всего 50%, что позволяет им приспосабливаться к нагрузке намного лучше, чем в предыдущих моделях.
По большинству показателей, CANDU - это «реактор Онтарио». Система была разработана почти полностью в Онтарио, и только два экспериментальных проекта были построены в других провинциях. Из 29 построенных коммерческих реакторов CANDU 22 находятся в Онтарио. Из этих 22 реакторов ряд реакторов снят с эксплуатации. Два новых реактора CANDU были предложены Дарлингтону при финансовой поддержке правительства Канады, но эти планы прекратились в 2009 году из-за высоких затрат.
AECL активно продвигает CANDU в Канаде, но не находит отклика. На сегодняшний день только два неэкспериментальных реактора построены в других провинциях, по одному в Квебеке и Нью-Брансуике, другие провинции сконцентрированы на гидроэлектростанциях и электростанциях, работающих на угле. Несколько канадских провинций разработали большие объемы гидроэнергетики. Альберта и Саскачеван не имеют обширных гидроресурсов и используют в основном ископаемое топливо для выработки электроэнергии.
Интерес был проявлен к Западной Канаде, где реакторы CANDU рассматриваются как источники тепла и электроэнергии для энергоемкого процесса добычи нефтеносных песков, который в настоящее время использует природный газ. Energy Alberta Corporation объявила 27 августа 2007 г., что они подали заявку на получение лицензии на строительство новой атомной электростанции в Лак-Кардинал (30 км к западу от города Пис-Ривер, Альберта ), с два реактора ACR-1000 введены в эксплуатацию в 2017 году мощностью 2,2 гигаватт (электрическая). В парламентском обзоре 2007 г. предлагалось приостановить разработку.
Компания была позже куплена Брюсом Пауэром, который предложил расширить завод до четырех единиц общей мощностью 4,4 ГВт. Эти планы были нарушены, и Брюс позже отозвал свою заявку на Lac Cardinal, предложив взамен новое место примерно в 60 км. Планы в настоящее время умирают после того, как широкие консультации с общественностью показали, что, хотя около ⁄ 5 населения были открыты для реакторов, ⁄ 4 были против.
В 1970-е годы международный рынок сбыта ядерной энергии был чрезвычайно конкурентным, и многие национальные ядерные компании поддерживались иностранными посольствами своих правительств. Кроме того, темпы строительства в Соединенных Штатах означали, что перерасход средств и отложенное завершение строительства в целом прекратились, а последующие реакторы были бы дешевле. Канада, относительно новый игрок на международном рынке, столкнулась с многочисленными недостатками в этих усилиях. CANDU был специально разработан, чтобы уменьшить потребность в очень крупных обрабатываемых деталях, что делает его пригодным для строительства в странах, не имеющих крупной промышленной базы. Усилия по продажам достигли наибольшего успеха в странах, которые не могли локально создавать проекты других фирм.
В конце 1970-х годов AECL отметила, что при продаже каждого реактора будет задействовано 3600 канадцев, а доход платежного баланса составит 300 миллионов долларов. Эти усилия по продажам были нацелены в первую очередь на страны, где правят диктатуры или подобные им, и этот факт вызвал серьезные опасения в парламенте. Эти усилия также привели к скандалу, когда выяснилось, что иностранным торговым агентам были переданы миллионы долларов, при этом практически не было никаких данных о том, кем они были или чем они зарабатывали. Это привело к расследованию Королевской канадской конной полиции после того, как были подняты вопросы об усилиях по продажам в Аргентине и новых правилах, касающихся полного раскрытия информации о сборах за будущие продажи.
Первым успехом CANDU стала продажа ранние образцы CANDU в Индию. В 1963 году было подписано соглашение на экспорт энергетического реактора мощностью 200 МВт на базе реактора Дуглас Пойнт. Успех сделки привел к продаже в 1966 году второго реактора такой же конструкции. Первый реактор, тогда известный как RAPP-1 для "Раджастханского атомного энергетического проекта", начал работу в 1972 году. Серьезная проблема с растрескиванием торцевого экрана реактора привела к остановке реактора на длительные периоды времени. и, наконец, мощность реактора снизилась до 100 МВт. Строительство реактора РАПП-2 еще продолжалось, когда Индия взорвала свою первую атомную бомбу в 1974 году, что привело к прекращению Канадой ядерных сделок с этой страной. Частью договора купли-продажи был процесс передачи технологий. Когда Канада прекратила разработку, Индия продолжила строительство заводов типа CANDU по всей стране. К 2010 году реакторы на базе CANDU уже работали на следующих объектах: Кайга (3), Какрапар (2), Мадрас (2), Нарора (2), Раджастан (6) и Тарапур (2).
В Пакистане Карачи АЭС общей мощностью 137 МВт e была построена между 1966 и 1971 годами.
В 1972 году, AECL представила проект, основанный на установке в Пикеринге, в процесс Comision Nacional de Energia Atomica Аргентины в партнерстве с итальянской компанией Italimpianti. Высокая инфляция во время строительства привела к огромным убыткам, и попытки пересмотреть сделку были прерваны переворотом в марте 1976 года под руководством генерала Видела. Атомная электростанция Embalse начала коммерческую эксплуатацию в январе 1984 года. В настоящее время ведутся переговоры об открытии дополнительных реакторов CANDU 6 в стране, включая сделку 2007 года между Канадой, Китаем и Аргентиной, но на сегодняшний день никаких твердых планов нет.
В 1977 г. было подписано лицензионное соглашение с Румынией, согласно которому проект CANDU 6 продавался по цене 5 миллионов долларов за реактор для первых четырех реакторов, а затем по 2 миллиона долларов каждый для следующих двенадцати. Кроме того, канадские компании будут поставлять различное количество оборудования для реакторов, около 100 миллионов долларов из стоимости первого реактора в 800 миллионов долларов, а затем со временем она будет снижаться. В 1980 году Николае Чаушеску попросил внести изменения, чтобы обеспечить товары вместо денег, взамен количество канадского содержания было увеличено, и второй реактор будет построен с помощью Канады. Экономические проблемы в стране усугублялись на этапе строительства. Первый реактор Чернаводской атомной электростанции был введен в эксплуатацию только в апреле 1996 года, через десять лет после предполагаемого пуска в декабре 1985 года. Были предоставлены дополнительные займы для завершения строительства второго реактора, который был введен в эксплуатацию в ноябре 2007 года.
В январе 1975 года было объявлено о сделке по строительству одного реактора CANDU 6 в Южной Корее, ныне известного как Энергетический реактор Вольсонг-1. Строительство началось в 1977 году, а коммерческая эксплуатация началась в апреле 1983 года. В декабре 1990 года было объявлено о новой сделке на три дополнительных блока на том же участке, которые начали работу в период 1997–1999 годов. Южная Корея также заключила с Westinghouse соглашения о разработке и передаче технологий для их усовершенствованной конструкции реактора System-80, и все будущие разработки основаны на местных версиях этого реактора.
В июне 1998 года началось строительство CANDU 6 реактор в Циньшане, Китай АЭС Циньшань, в качестве Фазы III (блоки 4 и 5) планируемой 11-блочной установки. Коммерческая эксплуатация началась в декабре 2002 г. и июле 2003 г. соответственно. Это первые тяжеловодные реакторы в Китае. Qinshan - первый проект CANDU-6, в котором используется строительство здания реактора с открытым верхом, и первый проект, коммерческая эксплуатация которого началась раньше запланированной даты.
CANDU Energy продолжает маркетинговые усилия в Китае. Кроме того, Китай и Аргентина подписали контракт на строительство реактора Candu-6 мощностью 700 МВт (эл.). Строительство планируется начать в 2018 году по адресу Атуча.
Стоимость электроэнергии любой электростанции может быть рассчитана примерно с помощью одного и того же набора факторов: капитальных затрат на строительство или платежей за ссуды, предоставленные для обеспечения этого капитала, стоимость топлива из расчета на ватт-час, а также фиксированные и переменные сборы за обслуживание. В случае ядерной энергетики одна обычно включает две дополнительные затраты: стоимость постоянного захоронения отходов и стоимость вывода станции из эксплуатации по истечении срока ее полезного использования. Как правило, капитальные затраты доминируют над ценой на ядерную энергию, поскольку количество произведенной энергии настолько велико, что превышает затраты на топливо и техническое обслуживание. Всемирная ядерная ассоциация подсчитала, что стоимость топлива, включая всю переработку, составляет менее одного цента (0,01 доллара США) за кВт · ч.
Информация об экономических показателях CANDU несколько однобока; большинство реакторов находится в Онтарио, который также является «самым публичным» среди основных операторов CANDU. Несмотря на то, что большое внимание было сосредоточено на проблемах завода в Дарлингтоне, каждая конструкция CANDU в Онтарио превышала бюджет как минимум на 25%, а в среднем более чем на 150% превышал предполагаемый. Наихудшим оказался Дарлингтон, на 350% превышающий бюджет, но этот проект был остановлен в процессе, что привело к дополнительным процентным расходам в период высоких процентных ставок, что является особой ситуацией, повторение которой не ожидалось.
В 1980-х годах напорные трубки в реакторах Пикеринга А были заменены до истечения срока их службы из-за неожиданного износа, вызванного водородной хрупкостью. В более поздних реакторах этой проблемы удалось избежать благодаря тщательному осмотру и техническому обслуживанию.
Все реакторы Пикеринга А и Брюса А были остановлены в 1999 году, чтобы сосредоточить усилия на восстановлении эксплуатационных характеристик в более поздних поколениях в Пикеринге, Брюсе и Дарлингтоне. Перед перезапуском реакторов Пикеринга А компания OPG провела ограниченную программу ремонта. Первоначальные оценки затрат и времени, основанные на неадекватной разработке объема проекта, были значительно ниже фактических времени и затрат, и было решено, что блоки 2 и 3 Пикеринга не будут перезапущены по коммерческим причинам.
Эти перерасходы были повторены в Брюсе, где блоки 3 и 4 превышали бюджет на 90%. Аналогичный перерасход был отмечен на Пойнт-Лепро, и 28 декабря 2012 г. завод Gentilly-2 был остановлен.
Исходя из прогнозируемых капитальных затрат и низкой стоимости топлива и текущего обслуживания, в 1994 г. Согласно прогнозам, CANDU будет ниже 5 центов / кВтч.
В 1999 году компания Ontario Hydro была разделена, а ее генерирующие мощности преобразованы в Ontario Power Generation (OPG). Для того, чтобы сделать компании-преемники более привлекательными для частных инвесторов, «неокупаемый долг» на сумму 19,4 миллиарда долларов был передан под контроль Ontario Electricity Financial Corporation. Этот долг постепенно выплачивается из различных источников, включая тариф 0,7 цента / кВтч на всю электроэнергию, все налоги на прибыль, уплачиваемые всеми операционными компаниями, и все дивиденды, выплачиваемые OPG и Hydro One.
Darlington в настоящее время рассматривает возможность серьезной реконструкции нескольких блоков, так как он также достигает своего расчетного срока службы. Бюджет в настоящее время оценивается в размере от 8,5 до 14 миллиардов долларов, а производство электроэнергии - от 6 до 8 центов / кВтч.
Блоки Дарлингтона 1, 3 и 4 работали со средним годовым коэффициентом мощности за срок службы 85%, а Блок 2 - с коэффициентом мощности 78%, отремонтированные блоки в Пикеринге и Брюсе имеют коэффициент загрузки за срок службы от 59 до 69 %. Это включает периоды в несколько лет, в течение которых блоки были остановлены для замены труб и ремонта. В 2009 году блоки 3 и 4 Брюса А имели коэффициент загрузки 80,5% и 76,7% соответственно за год, когда у них был крупный сбой в вакуумном здании.
Сегодня есть 31 реактор CANDU используется во всем мире и 13 «производных от CANDU» в Индии, разработанных на основе конструкции CANDU. После того, как Индия взорвала ядерную бомбу в 1974 году, Канада прекратила ядерные сделки с Индией. Разбивка следующая:
Энергетический портал 
Портал ядерных технологий 