El reactor CANDU avanzado ( ACR ), o ACR-1000 , fue un diseño de reactor nuclear de Generación III+ propuesto, desarrollado por Atomic Energy of Canada Limited (AECL). Combinaba características de los reactores de agua pesada presurizada (PHWR) CANDU existentes con características de los reactores de agua presurizada (PWR) refrigerados por agua ligera . Del CANDU, tomó el moderador de agua pesada , lo que le dio al diseño una economía de neutrones mejorada que le permitió quemar una variedad de combustibles. Reemplazó el circuito de enfriamiento de agua pesada con uno que contenía agua ligera convencional, lo que redujo los costos. El nombre hace referencia a su potencia de diseño en la clase de 1000 MWe, con la línea base alrededor de 1200 MWe. [1]
El ACR-1000 se presentó como una opción de menor precio en comparación con una versión más grande del CANDU básico que se estaba diseñando, el CANDU 9. El ACR era ligeramente más grande, pero menos costoso de construir y operar. La desventaja era que no tenía la flexibilidad de combustibles que ofrecía el diseño original del CANDU y ya no funcionaría con uranio puro no enriquecido. Este era un precio pequeño a pagar dado el bajo costo de los servicios de enriquecimiento y del combustible en general.
AECL presentó ofertas para el ACR-1000 en varias partes del mundo, pero no ganó ninguna. La última propuesta seria fue para una expansión de dos reactores de la Central Nuclear de Darlington , pero este proyecto fue cancelado en 2009 cuando se estimó que el precio sería tres veces mayor que el presupuesto del gobierno. Sin otras perspectivas de venta, en 2011 la división de diseño de reactores de AECL fue vendida a SNC-Lavalin para proporcionar servicios a la flota CANDU existente. El desarrollo del ACR terminó. [2]
El diseño original de CANDU utilizaba agua pesada como moderador de neutrones y refrigerante para el circuito de refrigeración primario. Se creía que este diseño daría como resultado menores costos operativos generales debido a su capacidad de utilizar uranio natural como combustible, eliminando la necesidad de enriquecimiento. En ese momento, se creía que habría cientos y quizás miles de reactores nucleares en funcionamiento en la década de 1980, y en ese caso el costo del enriquecimiento sería considerable.
Además, el diseño utilizó secciones presurizadas y no presurizadas, estas últimas conocidas como "calandria", lo que se creía que reduciría los costos de construcción en comparación con los diseños que utilizaban núcleos altamente presurizados. A diferencia de los diseños típicos de agua ligera, CANDU no requería un solo recipiente de presión grande, que estaba entre las partes más complejas de otros diseños. Este diseño también permitía que se lo reabasteciera mientras estaba en funcionamiento, lo que mejoraba el factor de capacidad , una métrica clave en el rendimiento general.
Sin embargo, el uso de uranio natural también significó que el núcleo era mucho menos denso en comparación con otros diseños y mucho más grande en general. Se esperaba que este costo adicional se compensara con menores costos de capital en otros elementos, así como con menores costos operativos. La contrapartida clave fue el costo del combustible, en una época en la que el combustible de uranio enriquecido era limitado y caro y se esperaba que su precio aumentara considerablemente para la década de 1980.
En la práctica, estas ventajas no se materializaron. Los altos costos de combustible previstos nunca se materializaron; cuando la construcción de reactores se estancó en alrededor de 200 unidades en todo el mundo, en lugar de los miles previstos, los costos de combustible se mantuvieron estables, ya que había una amplia capacidad de enriquecimiento para la cantidad de combustible que se estaba utilizando. Esto dejó a CANDU en la inesperada posición de venderse principalmente sobre la base de la falta de necesidad de enriquecimiento y la posibilidad de que esto presentara un menor riesgo de proliferación nuclear .
El ACR aborda los altos costos de capital del diseño CANDU principalmente mediante el uso de combustible de uranio de bajo enriquecimiento (LEU). Esto permite que el núcleo del reactor se construya de manera mucho más compacta, aproximadamente la mitad de lo que requiere un CANDU de la misma potencia. Además, reemplaza el refrigerante de agua pesada en la sección de alta presión de la calandria con agua "ligera" convencional. Esto reduce en gran medida la cantidad de agua pesada necesaria y el costo del circuito de refrigeración primario. El agua pesada permanece en la sección de baja presión de la calandria, donde es esencialmente estática y se usa solo como moderador.
Los dispositivos de regulación y seguridad de la reactividad están ubicados dentro del moderador de baja presión. El ACR también incorpora características del diseño CANDU, incluyendo el reabastecimiento en marcha con el combustible CANFLEX ; una larga vida útil de los neutrones instantáneos ; una pequeña retención de reactividad; dos sistemas de apagado de seguridad rápidos e independientes; y un sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo.
El haz de combustible es una variante del diseño CANFLEX de 43 elementos (CANFLEX-ACR). El uso de combustible de LEU con un elemento central de absorción de neutrones permite la reducción del coeficiente de reactividad del vacío de refrigerante a un valor nominalmente pequeño y negativo. También da como resultado una operación de quemado más alta que los diseños CANDU tradicionales.
El diseño del ACR-1000 actualmente requiere una variedad de sistemas de seguridad, la mayoría de los cuales son derivados evolutivos de los sistemas utilizados en el diseño del reactor CANDU 6. Cada ACR requiere que tanto el SDS1 como el SDS2 estén en línea y en pleno funcionamiento antes de que puedan operar a cualquier nivel de potencia. [3]
Sistema de parada de seguridad 1 (SDS1): el SDS1 está diseñado para interrumpir de forma rápida y automática el funcionamiento del reactor. Las barras de absorción de neutrones (barras de control que detienen la reacción nuclear en cadena ) se almacenan en canales aislados ubicados directamente sobre el recipiente del reactor (calandria) y se controlan mediante un circuito lógico de triple canal. Cuando se activan 2 de las 3 rutas del circuito (debido a la detección de la necesidad de una desconexión de emergencia del reactor), se desactivan los embragues controlados por corriente continua que mantienen cada barra de control en la posición de almacenamiento. El resultado es que cada barra de control se inserta en la calandria y la salida de calor del reactor se reduce en un 90 % en 2 segundos.
Sistema de parada de seguridad 2 (SDS2): El SDS2 también está diseñado para terminar de forma rápida y automática el funcionamiento del reactor. La solución de nitrato de gadolinio (Gd(NO 3 ) 3 ), un líquido que absorbe neutrones y que detiene la reacción nuclear en cadena, se almacena dentro de canales que alimentan los conjuntos de boquillas horizontales. Cada boquilla tiene una válvula controlada electrónicamente, todas las cuales se controlan mediante un circuito lógico de triple canal. Cuando se activan 2 de las 3 rutas del circuito (debido a la detección de la necesidad de un disparo de emergencia del reactor), cada una de estas válvulas se abre y la solución de Gd(NO 3 ) 3 se inyecta a través de las boquillas para mezclarla con el líquido moderador de agua pesada en el recipiente del reactor (calandria). El resultado es que la producción de calor del reactor se reduce en un 90% en 2 segundos.
Sistema de reserva de agua (RWS): El RWS consiste en un tanque de agua ubicado a gran altura dentro del edificio del reactor. Este sistema proporciona agua para enfriar un reactor de recuperación de calor que haya sufrido un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). El RWS también puede proporcionar agua de emergencia (por gravedad) a los generadores de vapor, al sistema moderador, al sistema de enfriamiento de protección o al sistema de transporte de calor de cualquier reactor de recuperación de calor.
Sistema de suministro de energía de emergencia (EPS): el sistema EPS está diseñado para proporcionar a cada unidad ACR la energía eléctrica necesaria para realizar todas las funciones de seguridad tanto en condiciones de funcionamiento como en caso de accidente. Contiene generadores de reserva redundantes, baterías y cuadros de distribución con certificación sísmica.
Sistema de agua de enfriamiento (CWS): El CWS proporciona toda el agua liviana (H2O ) necesaria para realizar todas las funciones relacionadas con el sistema de seguridad en condiciones de operación y de accidente. Todas las partes relacionadas con la seguridad del sistema están calificadas sísmicamente y contienen divisiones redundantes. [ cita requerida ]
El ACR tiene un factor de capacidad de vida útil planificado superior al 93 %. Esto se logra mediante una frecuencia de interrupción planificada de tres años, con una duración de interrupción planificada de 21 días y una interrupción forzada del 1,5 % anual. La separación por cuadrantes permite flexibilidad para el mantenimiento en línea y la gestión de interrupciones. Un alto grado de automatización de las pruebas del sistema de seguridad también reduce los costos.
En 2007, Bruce Power consideró la posibilidad de instalar un reactor ACR en el oeste de Canadá, tanto para generar energía como para generar vapor para procesar arenas petrolíferas . En 2011, Bruce Power decidió no seguir adelante con este proyecto. [4]
En 2008, la provincia de Nuevo Brunswick aceptó una propuesta para un estudio de viabilidad de un ACR-1000 en Point Lepreau . Esto dio lugar a una oferta formal del equipo Candu, formado por AECL, GE Canada , Hitachi Canada, Babcock & Wilcox Canada y SNC-Lavalin Nuclear, que propuso utilizar un ACR-1000 de 1085 MWe. No se llegó a nada más con esta oferta. Posteriormente fue sustituida por una oferta de mediados de 2010 de Areva, una oferta que también caducó. [2]
AECL comercializaba el ACR-1000 como parte del proceso de diseño genérico del Reino Unido, pero lo abandonó en abril de 2008. El director ejecutivo, Hugh MacDiarmid, afirmó: "Creemos firmemente que nuestra mejor opción para garantizar el éxito del ACR-1000 en el mercado global es centrarnos, en primer lugar, en establecerlo aquí en nuestro país". [5]
El ACR-1000 se presentó como parte de la solicitud de propuestas (RFP) de Ontario para la instalación de Darlington B. Finalmente, AECL fue la única empresa que presentó una oferta formal, con una planta ACR-1000 de dos reactores. Las ofertas exigían que se consideraran en los planes todas las contingencias por exceso de tiempo y presupuesto. La oferta resultante fue de 26.000 millones de dólares por un total de 2.400 MWe, o más de 10.800 dólares por kilovatio. Esta cifra era tres veces superior a la esperada y se calificó de "escandalosamente alta". Como esta era la única oferta, el Ministerio de Energía e Infraestructura decidió cancelar el proyecto de expansión en 2009. [6]
En 2011, sin perspectivas de venta restantes, el gobierno canadiense vendió la división de reactores de AECL a SNC-Lavalin . En 2014, SNC anunció una asociación con China National Nuclear Corporation (CNNC) para apoyar las ventas y la construcción de los diseños CANDU existentes. Entre ellos se encontraba un plan para utilizar sus dos reactores CANDU-6 en un plan de reciclaje bajo el nombre de Advanced Fuel CANDU Reactor (AFCR). [7] [8] Sin embargo, estos planes no siguieron adelante. SNC y CNNC anunciaron posteriormente su colaboración en un reactor de agua pesada, también basado en la tecnología CANDU heredada, y no relacionado con el reactor avanzado de agua pesada que se estaba desarrollando en la India. [9]
