El reactor CANDU avanzado ( ACR ), o ACR-1000 , fue un diseño propuesto de reactor nuclear de Generación III+ , desarrollado por Atomic Energy of Canada Limited (AECL). Combinó características de los reactores de agua pesada a presión (PHWR) CANDU existentes con características de reactores de agua a presión (PWR) refrigerados por agua ligera . De CANDU, se tomó el moderador de agua pesada , 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 por uno que contiene agua liviana convencional, lo que redujo los costos. El nombre se refiere a su potencia de diseño en la clase de 1.000 MWe, con una base de alrededor de 1.200 MWe. [1]
El ACR-1000 se introdujo 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 un poco más grande pero menos costoso de construir y operar. La desventaja era que no tenía la flexibilidad de combustibles que ofrecía el diseño CANDU original y ya no funcionaría con uranio puro no enriquecido. Este fue un pequeño precio a pagar dado el bajo costo de los servicios de enriquecimiento y del combustible en general.
AECL presentó su oferta por el ACR-1000 en varias propuestas en todo el mundo, pero no ganó ningún concurso. La última propuesta seria fue la de una ampliación con dos reactores de la central nuclear de Darlington , pero este proyecto fue cancelado en 2009 cuando se estimó que el precio triplicaba lo presupuestado por el gobierno. Sin otras perspectivas de ventas, en 2011 la división de diseño de reactores AECL se vendió a SNC-Lavalin para prestar 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 enfriamiento primario. Se creía que este diseño daría como resultado costos operativos generales más bajos debido a su capacidad de utilizar uranio natural como combustible, eliminando la necesidad de enriquecimiento. En ese momento, se creía que habría cientos y tal vez miles de reactores nucleares en funcionamiento para la década de 1980, y en ese caso el costo del enriquecimiento sería considerable.
Además, el diseño utilizó secciones presurizadas y no presurizadas, esta última conocida como "calandria", que se creía que reduciría los costos de construcción en comparación con los diseños que usaban núcleos altamente presurizados. A diferencia de los diseños típicos de agua ligera, CANDU no requería un solo recipiente a presión grande, que era una de las partes más complejas de otros diseños. Este diseño también permitía repostar mientras estaba en funcionamiento, mejorando el factor de capacidad , una métrica clave en el rendimiento general.
Sin embargo, el uso de uranio natural también significó que el núcleo fuera mucho menos denso en comparación con otros diseños y, en general, mucho más grande. Se esperaba que este costo adicional se compensara con menores costos de capital en otros artículos, así como menores costos operativos. La contrapartida clave fue el coste 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 en los años 1980.
En la práctica, estas ventajas no se materializaron. Los altos costos de combustible esperados nunca se cumplieron; cuando la construcción del reactor se estancó en alrededor de 200 unidades en todo el mundo, en lugar de los miles esperados, los costos del 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 posición inesperada de venderse principalmente por la falta de necesidad de enriquecimiento y la posibilidad de que esto presentara un menor riesgo de proliferación nuclear .
ACR aborda los altos costos de capital del diseño CANDU principalmente mediante el uso de combustible de uranio de bajo enriquecimiento (LEU). Esto permite construir el núcleo del reactor de forma mucho más compacta, aproximadamente la mitad que un CANDU de la misma potencia. Además, reemplaza el agua pesada refrigerante en la sección de alta presión de la calandria por agua "ligera" convencional. Esto reduce en gran medida la cantidad de agua pesada necesaria y el costo del circuito de refrigerante primario. El agua pesada permanece en la sección de baja presión de la calandria, donde es esencialmente estática y se utiliza sólo como moderador.
Los dispositivos de seguridad y regulación de la reactividad están ubicados dentro del moderador de baja presión. El ACR también incorpora características del diseño CANDU, incluido el repostaje en marcha con combustible CANFLEX ; una larga vida útil de los neutrones ; pequeño retraso en la reactividad; dos sistemas de apagado de seguridad rápidos e independientes; y un sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia.
El haz de combustible es una variante del diseño CANFLEX de 43 elementos (CANFLEX-ACR). El uso de combustible LEU con un elemento central absorbente de neutrones permite la reducción del coeficiente de reactividad de los huecos del refrigerante a un valor nominalmente pequeño y negativo. También da como resultado una operación de mayor quemado 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 SDS1 como SDS2 estén en línea y en pleno funcionamiento antes de que funcionen en cualquier nivel de potencia. [3]
Sistema de parada de seguridad 1 (SDS1): El SDS1 está diseñado para finalizar rápida y automáticamente la operación del reactor. Las barras absorbentes de neutrones (barras de control que detienen la reacción nuclear en cadena ) se almacenan dentro de canales aislados ubicados directamente encima de la vasija 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 un disparo de emergencia del reactor), los embragues controlados por corriente continua que mantienen cada barra de control en la posición de almacenamiento se desenergizan. El resultado es que cada varilla de control se inserta en la calandria y la producción 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 finalizar rápida y automáticamente la operación del reactor. La solución de nitrato de gadolinio (Gd(NO 3 ) 3 ), un líquido absorbente de neutrones que detiene la reacción nuclear en cadena, se almacena dentro de canales que alimentan 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 vías del circuito (debido a la detección de la necesidad de un disparo de emergencia del reactor), cada una de estas válvulas se abre y se inyecta solución de Gd(NO 3 ) 3 a través de las boquillas para mezclarla con el líquido moderador de agua pesada. en la vasija 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. Esto proporciona agua para usar en el enfriamiento de un ACR que ha sufrido un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). El RWS también puede proporcionar agua de emergencia (mediante alimentación por gravedad) a los generadores de vapor, al sistema moderador, al sistema de enfriamiento del escudo o al sistema de transporte de calor de cualquier ACR.
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 operación como de accidente. Contiene generadores de reserva redundantes y sísmicamente calificados, baterías y aparamenta de distribución.
Sistema de agua de refrigeración (CWS): El CWS proporciona toda el agua ligera (H 2 O) necesaria para realizar todas las funciones relacionadas con el sistema de seguridad tanto en condiciones de funcionamiento como de accidente. Todas las partes del sistema relacionadas con la seguridad están calificadas sísmicamente y contienen divisiones redundantes. [ cita necesaria ]
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 de 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.
Bruce Power consideró el ACR en 2007 para su implementación en el oeste de Canadá, tanto para generación de energía como para generación de vapor para su uso en el procesamiento de arenas bituminosas . 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 llevó a una oferta formal por parte del equipo Candu, formado por AECL, GE Canadá , Hitachi Canadá, Babcock & Wilcox Canadá y SNC-Lavalin Nuclear, que propuso utilizar un ACR-1000 de 1085 MWe. No salió nada más de esta oferta. Posteriormente fue reemplazada por una oferta de Areva a mediados de 2010, oferta que también caducó. [2]
AECL estaba comercializando el ACR-1000 como parte del proceso de diseño genérico del Reino Unido, pero se retiró en abril de 2008. Se cita al CEO Hugh MacDiarmid afirmando: "Creemos firmemente que nuestro mejor curso de acción para garantizar que el ACR-1000 tenga éxito en el mercado global debe centrarse ante todo en establecerlo aquí en casa". [5]
El ACR-1000 se presentó como parte de la solicitud de propuesta (RFP) de Ontario para la instalación de Darlington B. Al final, AECL fue la única empresa que presentó una oferta formal, con una planta ACR-1000 de dos reactores. Las ofertas exigían que en los planos se consideraran todas las contingencias por exceso de tiempo y presupuesto. La oferta resultante fue de 26.000 millones de dólares para un total de 2.400 MWe, o más de 10.800 dólares por kilovatio. Esto fue tres veces más de lo esperado y se calificó de "sorprendentemente alto". Como ésta era la única oferta, el Ministerio de Energía e Infraestructura decidió cancelar el proyecto de ampliación en 2009. [6]
En 2011, sin perspectivas de ventas, el gobierno canadiense vendió la división de reactores de AECL a SNC-Lavalin . En 2014, SNC anunció una asociación con la Corporación Nuclear Nacional de China (CNNC) para respaldar 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 Reactor CANDU de combustible avanzado (AFCR). [7] [8] Sin embargo, estos planes no prosperaron. Posteriormente, SNC y CNNC anunciaron su colaboración en un reactor de agua pesada, también basado en tecnología CANDU heredada y no relacionado con el reactor avanzado de agua pesada que se está desarrollando en la India. [9]
