El CANDU ( Canada Deuterium Uranium ) es un diseño canadiense de reactor de agua pesada a presión que se utiliza para generar energía eléctrica. [1] El acrónimo se refiere a su moderador de óxido de deuterio ( agua pesada ) y su uso de combustible de uranio (originalmente, natural ) . Los reactores CANDU se desarrollaron por primera vez a finales de los años 1950 y 1960 mediante una asociación entre Atomic Energy of Canada Limited (AECL), la Comisión de Energía Hidroeléctrica de Ontario , Canadian General Electric y otras empresas.
Ha habido dos tipos principales de reactores CANDU, el diseño original de alrededor de 500 MW e que estaba destinado a ser utilizado en instalaciones de múltiples reactores en grandes plantas, y el CANDU 6 racionalizado en la clase de 600 MW e que está diseñado para ser utilizado. en unidades independientes o en pequeñas plantas de unidades múltiples. Se construyeron unidades CANDU 6 en Quebec y Nuevo Brunswick , así como en Pakistán, Argentina, Corea del Sur, Rumania y China. Se vendió a la India un solo ejemplo de un diseño que no era CANDU 6. El diseño de unidades múltiples se utilizó sólo en Ontario , Canadá, y creció en tamaño y potencia a medida que se instalaron más unidades en la provincia, alcanzando ~880 MW e en las unidades instaladas en la Estación de Generación Nuclear de Darlington . Un esfuerzo por racionalizar las unidades más grandes de una manera similar al CANDU 6 condujo al CANDU 9 .
A principios de la década de 2000, las perspectivas de ventas de los diseños originales de CANDU estaban disminuyendo debido a la introducción de diseños más nuevos de otras empresas. AECL respondió cancelando el desarrollo de CANDU 9 y pasando al diseño del reactor CANDU avanzado (ACR). ACR no pudo encontrar compradores; su última venta potencial fue para una expansión en Darlington, pero se canceló en 2009. En octubre de 2011, el gobierno federal canadiense otorgó la licencia del diseño CANDU a Candu Energy (una subsidiaria de propiedad total de SNC-Lavalin ), que también adquirió el antiguo reactor. división de desarrollo y marketing de AECL en ese momento. Candu Energy ofrece servicios de soporte para sitios existentes y está completando instalaciones anteriormente estancadas en Rumania y Argentina a través de una asociación con China National Nuclear Corporation . SNC Lavalin, el sucesor de AECL, busca vender nuevos reactores CANDU 6 en Argentina (Atucha 3), así como en China y Gran Bretaña. El esfuerzo de venta del reactor ACR ha finalizado.
En 2017, una consulta con la industria llevó a Natural Resources Canada a establecer una "hoja de ruta SMR" [2] destinada al desarrollo de pequeños reactores modulares . En respuesta, SNC-Lavalin ha desarrollado una versión de 300 MW e SMR del CANDU, el CANDU SMR , que ha comenzado a destacar en su sitio web. [3] En 2020, el CANDU SMR no fue seleccionado para realizar más trabajos de diseño para un proyecto de demostración canadiense. SNC-Lavalin todavía está considerando comercializar un SMR de 300 MW, en parte debido a la demanda proyectada debido a la mitigación del cambio climático . [4]
El funcionamiento básico del diseño CANDU es similar al de otros reactores nucleares. Las reacciones de fisión en el núcleo del reactor calientan agua a presión en un circuito de enfriamiento primario . Un intercambiador de calor , también conocido como generador de vapor , transfiere el calor a un circuito de enfriamiento secundario , que alimenta una turbina de vapor con un generador eléctrico conectado a ella (para un ciclo termodinámico típico de Rankine ). Luego, el vapor de escape de las turbinas se enfría, se condensa y se devuelve como agua de alimentación al generador de vapor. El enfriamiento final a menudo utiliza agua de refrigeración de una fuente cercana, como un lago, río u océano. Las plantas CANDU más nuevas, como la central nuclear de Darlington, cerca de Toronto , Ontario, utilizan un difusor para distribuir el agua caliente de salida en un volumen mayor y limitar los efectos sobre el medio ambiente. Aunque todas las plantas CANDU hasta la fecha han utilizado refrigeración de ciclo abierto, los diseños CANDU modernos son capaces de utilizar torres de refrigeración. [5]
Donde el diseño CANDU difiere de la mayoría de los otros diseños es en los detalles del núcleo fisionable y el circuito de enfriamiento primario. El uranio natural consiste en una mezcla principalmente de uranio-238 con pequeñas cantidades de uranio-235 y trazas de otros isótopos. La fisión en estos elementos libera neutrones de alta energía , lo que puede provocar que otros átomos de 235 U en el combustible también sufran fisión. Este proceso es mucho más eficaz cuando las energías de los neutrones son mucho más bajas que las que liberan las reacciones de forma natural. La mayoría de los reactores utilizan algún tipo de moderador de neutrones para reducir la energía de los neutrones, o " termalizarlos ", lo que hace que la reacción sea más eficiente. La energía perdida por los neutrones durante este proceso de moderación calienta el moderador y este calor se extrae para generar energía.
La mayoría de los diseños de reactores comerciales utilizan agua normal como moderador. El agua absorbe algunos de los neutrones, lo suficiente como para que no sea posible mantener la reacción en el uranio natural. CANDU sustituye esta agua "ligera" por agua pesada . El neutrón adicional del agua pesada disminuye su capacidad para absorber el exceso de neutrones, lo que resulta en una mejor economía de neutrones . Esto permite que CANDU funcione con uranio natural no enriquecido o uranio mezclado con una amplia variedad de otros materiales como plutonio y torio . Este fue uno de los principales objetivos del diseño de CANDU; al operar con uranio natural se elimina el costo del enriquecimiento. Esto también presenta una ventaja en términos de proliferación nuclear , ya que no hay necesidad de instalaciones de enriquecimiento, que también podrían usarse para armas.
En los diseños de reactores de agua ligera (LWR) convencionales, todo el núcleo fisionable se coloca en un gran recipiente a presión . La cantidad de calor que puede eliminar una unidad de refrigerante es función de la temperatura; Al presurizar el núcleo, el agua se puede calentar a temperaturas mucho más altas antes de hervir , eliminando así más calor y permitiendo que el núcleo sea más pequeño y más eficiente.
Construir un recipiente a presión del tamaño requerido es un desafío importante y, en el momento del diseño de CANDU, la industria pesada de Canadá carecía de la experiencia y la capacidad necesarias para fundir y mecanizar recipientes a presión para reactores del tamaño requerido. Este problema se ve amplificado por la menor densidad fisible del combustible de uranio natural, que requiere un núcleo de reactor más grande. Este problema era tan importante que incluso el recipiente a presión relativamente pequeño originalmente previsto para su uso en el NPD antes de su rediseño a mitad de construcción no pudo fabricarse en el país y tuvo que fabricarse en Escocia. Se consideraba muy improbable que se desarrollara en el país la tecnología necesaria para producir recipientes a presión del tamaño necesario para los reactores de potencia moderados con agua pesada a escala comercial. [6]
En CANDU, los haces de combustible de unos 10 cm de diámetro están compuestos por muchos tubos metálicos más pequeños. Los haces están contenidos en tubos de presión dentro de un recipiente más grande que contiene agua pesada adicional que actúa únicamente como moderador. Este recipiente más grande, conocido como calandria, no está presurizado y permanece a temperaturas mucho más bajas, lo que hace que sea mucho más fácil de fabricar. Para evitar que el calor de los tubos de presión se filtre al moderador circundante, cada tubo de presión está encerrado en un tubo de calandria. El gas dióxido de carbono en el espacio entre los dos tubos actúa como aislante. El tanque moderador también actúa como un gran disipador de calor que proporciona una característica de seguridad adicional .
En un reactor de agua a presión convencional , repostar el sistema requiere cerrar el núcleo y abrir el recipiente a presión. En CANDU, sólo es necesario despresurizar el tubo que se está repostando. Esto permite que el sistema CANDU se reabastezca continuamente sin apagarse, otro objetivo importante del diseño. En los sistemas modernos, dos máquinas robóticas se conectan a las caras del reactor y abren las tapas de los extremos de un tubo de presión. Una máquina introduce el combustible nuevo, mientras que el combustible agotado se expulsa y se recoge en el otro extremo. Una ventaja operativa importante del reabastecimiento de combustible en línea es que un haz de combustible averiado o con fugas se puede retirar del núcleo una vez que se ha localizado, reduciendo así los niveles de radiación en el circuito de enfriamiento primario.
Cada haz de combustible es un cilindro ensamblado a partir de tubos delgados llenos de bolitas cerámicas de combustible de óxido de uranio (elementos combustibles). En los diseños más antiguos, el paquete tenía 28 o 37 elementos combustibles de medio metro de largo con 12 o 13 de estos conjuntos colocados de un extremo a otro en un tubo de presión. El paquete CANFLEX más nuevo tiene 43 elementos combustibles, con dos tamaños de elemento (por lo que la potencia nominal se puede aumentar sin derretir los elementos combustibles más calientes). Tiene unos 10 centímetros (3,9 pulgadas) de diámetro, 0,5 metros (20 pulgadas) de largo, pesa unos 20 kilogramos (44 libras) y está destinado a reemplazar eventualmente el paquete de 37 elementos. Para permitir que los neutrones fluyan libremente entre los haces, los tubos y los haces están hechos de zircaloy transparente a los neutrones ( circonio + 2,5% en peso de niobio ).
El uranio natural es una mezcla de isótopos , principalmente uranio-238 , con un 0,72% de uranio-235 fisible en peso. Un reactor apunta a una tasa de fisión constante a lo largo del tiempo, donde los neutrones liberados por la fisión causan un número igual de fisiones en otros átomos fisibles . Este equilibrio se conoce como criticidad . Los neutrones liberados en estas reacciones son bastante energéticos y no reaccionan fácilmente (son "capturados") con el material fisionable circundante. Para mejorar esta tasa, se debe moderar su energía , idealmente a la misma energía que los propios átomos de combustible. Como estos neutrones están en equilibrio térmico con el combustible, se les denomina neutrones térmicos .
Durante la moderación, ayuda a separar los neutrones y el uranio, ya que 238 U tiene una gran afinidad por los neutrones de energía intermedia (absorción de "resonancia"), pero solo es fácilmente fisionado por unos pocos neutrones energéticos por encima de ≈1,5–2 MeV . Dado que la mayor parte del combustible suele ser 238 U, la mayoría de los diseños de reactores se basan en finas barras de combustible separadas por un moderador, lo que permite que los neutrones viajen en el moderador antes de volver a entrar en el combustible. Se liberan más neutrones de los necesarios para mantener la reacción en cadena; cuando el uranio-238 absorbe sólo el exceso, se crea plutonio, que ayuda a compensar el agotamiento del uranio-235. Con el tiempo, la acumulación de productos de fisión que absorben incluso más neutrones que el 238 U ralentiza la reacción y exige reabastecimiento de combustible.
El agua ligera es un excelente moderador: los átomos de hidrógeno ligeros tienen una masa muy parecida a la de un neutrón y pueden absorber mucha energía en una sola colisión (como la colisión de dos bolas de billar). Sin embargo, el hidrógeno ligero también es bastante eficaz para absorber neutrones, dejando muy pocos para reaccionar con la pequeña cantidad de 235 U en el uranio natural, evitando la criticidad. Para permitir la criticidad es necesario enriquecer el combustible , aumentando la cantidad de 235 U hasta un nivel utilizable. En los reactores de agua ligera , el combustible suele enriquecerse entre un 2 % y un 5 % de 235 U (la fracción sobrante con menos de 235 U se denomina uranio empobrecido ). Las instalaciones de enriquecimiento son caras de construir y operar. También son un problema de proliferación , ya que pueden usarse para enriquecer mucho más la 235 U, hasta material apto para armas (90% o más de 235 U). Esto puede solucionarse si el combustible lo suministra y reprocesa un proveedor autorizado internacionalmente .
La principal ventaja del moderador de agua pesada sobre el agua ligera es la reducida absorción de los neutrones que sostienen la reacción en cadena, permitiendo una menor concentración de átomos activos (hasta el punto de utilizar como combustible uranio natural no enriquecido). El deuterio ("hidrógeno pesado") ya tiene el neutrón extra que absorbería el hidrógeno ligero, reduciendo la tendencia a capturar neutrones. El deuterio tiene el doble de masa que un solo neutrón (frente al hidrógeno ligero, que tiene aproximadamente la misma masa); el desajuste significa que se necesitan más colisiones para moderar los neutrones, lo que requiere un mayor espesor de moderador entre las barras de combustible. Esto aumenta el tamaño del núcleo del reactor y la fuga de neutrones. También es la razón práctica para el diseño de la calandria; de lo contrario, se necesitaría un recipiente a presión muy grande. [7] La baja densidad de 235 U en el uranio natural también implica que se consumirá menos combustible antes de que la tasa de fisión caiga demasiado para mantener la criticidad, porque la proporción de 235 U a productos de fisión + 238 U es menor. En CANDU la mayor parte del moderador está a temperaturas más bajas que en otros diseños, lo que reduce la dispersión de velocidades y la velocidad general de las partículas del moderador. Esto significa que la mayoría de los neutrones terminarán con una energía más baja y será más probable que causen fisión, por lo que CANDU no sólo "quema" uranio natural, sino que también lo hace de manera más efectiva. En general, los reactores CANDU utilizan entre un 30% y un 40% menos de uranio extraído que los reactores de agua ligera por unidad de electricidad producida. Ésta es una de las principales ventajas del diseño de agua pesada; no sólo requiere menos combustible, sino que como no es necesario enriquecerlo, también es mucho menos costoso.
Otra característica única de la moderación con agua pesada es la mayor estabilidad de la reacción en cadena . Esto se debe a la energía de unión relativamente baja del núcleo de deuterio (2,2 MeV), lo que hace que algunos neutrones energéticos y especialmente los rayos gamma rompan los núcleos de deuterio para producir neutrones adicionales. Tanto los gammas producidos directamente por fisión como por la desintegración de fragmentos de fisión tienen suficiente energía, y la vida media de los fragmentos de fisión varía desde segundos hasta horas o incluso años. La lenta respuesta de estos neutrones generados gamma retrasa la respuesta del reactor y da a los operadores tiempo adicional en caso de una emergencia. Dado que los rayos gamma viajan metros a través del agua, una mayor velocidad de reacción en cadena en una parte del reactor producirá una respuesta del resto del reactor, permitiendo que varias retroalimentaciones negativas estabilicen la reacción.
Por otro lado, los neutrones de fisión se frenan completamente antes de llegar a otra barra de combustible, lo que significa que los neutrones tardan más en llegar de una parte del reactor a otra. Así, si la reacción en cadena se acelera en una sección del reactor, el cambio se propagará sólo lentamente al resto del núcleo, dando tiempo para responder en caso de emergencia. La independencia de las energías de los neutrones del combustible nuclear utilizado es lo que permite tal flexibilidad del combustible en un reactor CANDU, ya que cada haz de combustible experimentará el mismo ambiente y afectará a sus vecinos de la misma manera, ya sea que el material fisionable sea uranio-235, uranio-233 o plutonio .
Canadá desarrolló el diseño moderado con agua pesada en la era posterior a la Segunda Guerra Mundial para explorar la energía nuclear mientras carecía de acceso a instalaciones de enriquecimiento. Los sistemas de enriquecimiento de la época de la guerra eran extremadamente costosos de construir y operar, mientras que la solución de agua pesada permitió el uso de uranio natural en el reactor experimental ZEEP . Se desarrolló un sistema de enriquecimiento mucho menos costoso, pero Estados Unidos clasificó el trabajo sobre el proceso de centrifugación de gas más económico . Por tanto, el CANDU fue diseñado para utilizar uranio natural.
El CANDU incluye una serie de características de seguridad activa y pasiva en su diseño. Algunos de ellos son un efecto secundario del diseño físico del sistema.
Los diseños CANDU tienen un coeficiente de vacío positivo , así como un coeficiente de potencia pequeño, normalmente considerado malo en el diseño de reactores. Esto implica que el vapor generado en el refrigerante aumentará la velocidad de reacción, lo que a su vez generaría más vapor. Esta es una de las muchas razones de la masa más fría del moderador en la calandria, ya que incluso un incidente grave de vapor en el núcleo no tendría un impacto importante en el ciclo de moderación general. Sólo si el moderador comienza a hervir se producirá algún efecto significativo, y la gran masa térmica garantiza que esto ocurrirá lentamente. La respuesta deliberadamente "lenta" del proceso de fisión en CANDU permite a los controladores más tiempo para diagnosticar y solucionar los problemas. [8]
Los canales de combustible sólo pueden mantener su criticidad si están mecánicamente en buen estado. Si la temperatura de los haces de combustible aumenta hasta el punto en que son mecánicamente inestables, su disposición horizontal significa que se doblarán bajo la gravedad, cambiando la disposición de los haces y reduciendo la eficiencia de las reacciones. Debido a que la disposición del combustible original es óptima para una reacción en cadena, y el combustible de uranio natural tiene poco exceso de reactividad, cualquier deformación significativa detendrá la reacción de fisión entre los pellets de combustible. Esto no detendrá la producción de calor a partir de la desintegración de los productos de fisión, que seguirían proporcionando una producción de calor considerable. Si este proceso debilita aún más los haces de combustible, el tubo de presión en el que se encuentran eventualmente se doblará lo suficiente como para tocar el tubo de calandria, permitiendo que el calor se transfiera eficientemente al tanque moderador. El recipiente moderador tiene por sí solo una capacidad térmica considerable y normalmente se mantiene relativamente frío. [8]
El calor generado por los productos de fisión sería inicialmente de aproximadamente el 7% de la potencia total del reactor, lo que requiere un enfriamiento significativo. Los diseños CANDU cuentan con varios sistemas de enfriamiento de emergencia, además de tener una capacidad limitada de autobombeo por medios térmicos (el generador de vapor está muy por encima del reactor). Incluso en caso de un accidente catastrófico y de una fusión del núcleo , el combustible no es crítico en agua ligera. [8] Esto significa que enfriar el núcleo con agua de fuentes cercanas no aumentará la reactividad de la masa de combustible.
Normalmente, la velocidad de fisión está controlada por compartimentos de agua ligera llamados controladores de zona líquida, que absorben el exceso de neutrones, y por varillas de ajuste, que pueden subir o bajar en el núcleo para controlar el flujo de neutrones. Estos se utilizan para el funcionamiento normal, lo que permite a los controladores ajustar la reactividad en toda la masa de combustible, ya que diferentes porciones normalmente se quemarían a diferentes velocidades dependiendo de su posición. Las varillas de ajuste también se pueden utilizar para disminuir o detener la criticidad. Debido a que estas varillas se insertan en la calandria de baja presión, no en los tubos de combustible de alta presión, no serían "expulsadas" por el vapor, un problema de diseño para muchos reactores de agua a presión.
También hay dos sistemas de apagado de seguridad independientes y de acción rápida. Las varillas de cierre se mantienen sobre el reactor mediante electroimanes y caen por gravedad dentro del núcleo para poner fin rápidamente a la criticidad. Este sistema funciona incluso en caso de un corte total de energía, ya que los electroimanes sólo mantienen las varillas fuera del reactor cuando hay energía disponible. Un sistema secundario inyecta una solución absorbente de neutrones de nitrato de gadolinio a alta presión en la calandria. [9]
Un diseño de agua pesada puede sostener una reacción en cadena con una concentración más baja de átomos fisibles que los reactores de agua ligera, lo que le permite utilizar algunos combustibles alternativos; por ejemplo, " uranio recuperado " (RU) del combustible LWR usado. CANDU fue diseñado para uranio natural con sólo un 0,7% de 235 U, por lo que el uranio reprocesado con un 0,9% de 235 U es un combustible comparativamente rico. Esto extrae entre un 30% y un 40% más de energía del uranio. El reactor Qinshan CANDU en China ha utilizado uranio recuperado. [10] El proceso DUPIC ( Uso directo de combustible PWR gastado en CANDU ) en desarrollo puede reciclarlo incluso sin reprocesamiento. El combustible se sinteriza en aire (oxidado) y luego en hidrógeno (reducido) para convertirlo en polvo, que luego se transforma en gránulos de combustible CANDU.
Los reactores CANDU también pueden generar combustible a partir del torio, más abundante . Esto está siendo investigado por la India para aprovechar sus reservas naturales de torio. [1]
Incluso mejor que los LWR , CANDU puede utilizar una mezcla de óxidos de uranio y plutonio ( combustible MOX ), el plutonio de armas nucleares desmanteladas o combustible de reactor reprocesado. La mezcla de isótopos en el plutonio reprocesado no es atractiva para armas, pero puede usarse como combustible (en lugar de ser simplemente desechos nucleares), mientras que el consumo de plutonio apto para armas elimina un peligro de proliferación. Si el objetivo es explícitamente utilizar plutonio u otros actínidos del combustible gastado, entonces se proponen combustibles especiales de matriz inerte para hacerlo de manera más eficiente que el MOX. Como no contienen uranio, estos combustibles no generan plutonio adicional.
La economía de neutrones de la moderación del agua pesada y el control preciso del reabastecimiento de combustible en línea permiten a CANDU utilizar una amplia gama de combustibles distintos del uranio enriquecido, por ejemplo, uranio natural, uranio reprocesado, torio , plutonio y combustible LWR usado. Dado el coste del enriquecimiento, esto puede hacer que el combustible sea mucho más barato. Hay una inversión inicial en toneladas de agua pesada con una pureza del 99,75% [11] para llenar el núcleo y el sistema de transferencia de calor. En el caso de la planta de Darlington, los costos publicados como parte de una solicitud de ley de libertad de información sitúan el costo nocturno de la planta (cuatro reactores con un total de 3.512 MW y una capacidad neta) en 5.117 millones de dólares canadienses (alrededor de 4.200 millones de dólares al cambio de principios de los años 1990). tarifas). Los costos totales de capital, incluidos los intereses, fueron de 14.319 millones de dólares canadienses (alrededor de 11.900 millones de dólares estadounidenses), de los cuales 1.528 millones de dólares, o el 11%, correspondieron al agua pesada. [12]
Dado que el agua pesada es menos eficiente que el agua ligera para desacelerar los neutrones, [13] CANDU necesita una mayor relación moderador-combustible y un núcleo más grande para obtener la misma potencia de salida. Aunque un núcleo a base de calandria es más barato de construir, su tamaño aumenta el costo de características estándar como el edificio de contención . En general, la construcción y operación de plantas nucleares representan aproximadamente el 65% del costo total de vida útil; Para CANDU, los costos están aún más dominados por la construcción. Alimentar CANDU es más barato que otros reactores y cuesta sólo ≈10% del total, por lo que el precio total por kWh de electricidad es comparable. El reactor CANDU avanzado (ACR) de próxima generación mitiga estas desventajas al tener un refrigerante de agua liviana y utilizar un núcleo más compacto con menos moderador.
Cuando se introdujeron por primera vez, los CANDU ofrecían un factor de capacidad mucho mejor (relación entre la energía generada y la que se generaría si funcionaran a máxima potencia, el 100 % del tiempo) que los LWR de una generación similar. Los diseños de agua ligera pasaron, en promedio, aproximadamente la mitad del tiempo en reabastecimiento de combustible o mantenimiento. Desde la década de 1980, se han producido mejoras espectaculares en la gestión de interrupciones de LWR [ ¿cuáles? ] han reducido la brecha, con varias unidades alcanzando factores de capacidad de ~90% y superiores, con un rendimiento general de la flota estadounidense del 92% en 2010. [14] Los reactores CANDU 6 de última generación tienen un FC de 88-90%, pero en general El rendimiento está dominado por las unidades canadienses más antiguas con FC del orden del 80%. [15] Históricamente, las unidades reacondicionadas habían demostrado un rendimiento deficiente, del orden del 65%. [16] Desde entonces, esto ha mejorado con el regreso de las unidades Bruce A1 y A2 a la operación, que tienen factores de capacidad posteriores a la remodelación (2013+) de 90,78% y 90,38%, respectivamente. [17]
Algunas plantas de CANDU sufrieron sobrecostos durante la construcción, a menudo debido a factores externos como la acción gubernamental. [18] Por ejemplo, una serie de retrasos impuestos en la construcción condujeron a aproximadamente una duplicación del costo de la Estación de Generación Nuclear de Darlington cerca de Toronto, Ontario. Los problemas técnicos y los rediseños agregaron alrededor de otros mil millones al precio resultante de 14,4 mil millones de dólares. [19] En cambio, en 2002 dos reactores CANDU 6 en Qinshan, China, se terminaron dentro del plazo y del presupuesto, un logro atribuido al estricto control sobre el alcance y el calendario. [20]
En términos de salvaguardias contra la proliferación de armas nucleares , los CANDU cumplen con un nivel de certificación internacional similar al de otros reactores. [21] El plutonio para la primera detonación nuclear de la India, la Operación Buda Sonriente en 1974, se produjo en un reactor CIRUS suministrado por Canadá y pagado parcialmente por el gobierno canadiense utilizando agua pesada suministrada por los Estados Unidos. [22] Además de sus dos reactores PHWR, la India tiene algunos reactores salvaguardados de agua pesada a presión (PHWR) basados en el diseño CANDU, y dos reactores salvaguardados de agua ligera suministrados por Estados Unidos. El plutonio se ha extraído del combustible gastado de todos estos reactores; [23] India depende principalmente de un reactor militar diseñado y construido por la India llamado Dhruva . Se cree que el diseño se deriva del reactor CIRUS, y el Dhruva se está ampliando para una producción de plutonio más eficiente. Se cree que este reactor produjo el plutonio para las pruebas nucleares más recientes de la Operación Shakti de la India (1998). [24]
Aunque el agua pesada es relativamente inmune a la captura de neutrones, una pequeña cantidad de deuterio se convierte de esta manera en tritio . Este tritio se extrae de algunas plantas CANDU en Canadá, principalmente para mejorar la seguridad en caso de fuertes fugas de agua. El gas se almacena y se utiliza en una variedad de productos comerciales, en particular sistemas de iluminación y dispositivos médicos "impotentes" . En 1985 la entonces Ontario Hydro desató la polémica en Ontario por sus planes de vender tritio a Estados Unidos. El plan, por ley, implicaba ventas únicamente para aplicaciones no militares, pero algunos especularon que las exportaciones podrían haber liberado tritio estadounidense para el programa de armas nucleares de Estados Unidos. Las demandas futuras parecen superar la producción, en particular las demandas de las generaciones futuras de reactores de fusión experimentales como ITER , donde se necesitarán hasta 10 kg de tritio para poner en marcha un reactor de fusión y, por tanto, decenas de kilogramos para una flota. En 2003, se recuperaron anualmente entre 1,5 y 2,1 kilogramos (3,3 a 4,6 libras) de tritio en la instalación de separación de Darlington, de los cuales se vendió una fracción menor. [25] : 10 En consecuencia, los Laboratorios Nucleares Canadienses anunciaron en 2024 un programa de décadas de duración para renovar las plantas CANDU existentes y equiparlas con instalaciones de reproducción de tritio. [26]
La serie de pruebas de la Operación Shakti de 1998 en la India incluyó una bomba de aproximadamente 45 kilotones de TNT (190 TJ) que la India ha afirmado públicamente que era una bomba de hidrógeno. Un comentario casual en la publicación de BARC Heavy Water – Properties, Production and Analysis parece sugerir que el tritio se extrajo del agua pesada en los reactores CANDU y PHWR en operación comercial. Janes Intelligence Review cita al presidente de la Comisión de Energía Atómica de la India admitiendo la existencia de una planta de extracción de tritio, pero negándose a comentar sobre su uso. [27] India también es capaz de crear tritio de manera más eficiente mediante la irradiación de litio-6 en reactores.
El tritio , 3H , es un isótopo radiactivo del hidrógeno , con una vida media de 12,3 años. Se produce en pequeñas cantidades en la naturaleza (alrededor de 4 kg por año a nivel mundial) por interacciones de rayos cósmicos en la atmósfera superior. El tritio se considera un radionucleido débil debido a sus emisiones radiactivas de baja energía ( energía de partículas beta de hasta 18,6 keV). [28] Las partículas beta viajan 6 mm en el aire y solo penetran en la piel hasta 6 micrómetros. La vida media biológica del tritio inhalado, ingerido o absorbido es de 10 a 12 días. [29]
El tritio se genera en el combustible de todos los reactores; Los reactores CANDU generan tritio también en su refrigerante y moderador, debido a la captura de neutrones en el hidrógeno pesado. Parte de este tritio escapa a la contención y generalmente se recupera; un pequeño porcentaje (alrededor del 1%) escapa a la contención y se considera una emisión radiactiva rutinaria (también mayor que la de un LWR de tamaño comparable). Por lo tanto, el funcionamiento responsable de una planta CANDU incluye el seguimiento del tritio en el entorno (y la publicación de los resultados).
En algunos reactores CANDU el tritio se extrae periódicamente. Las emisiones típicas de las plantas CANDU en Canadá son menos del 1% del límite regulatorio nacional, que se basa en las directrices de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) [30] (por ejemplo, la concentración máxima permitida de tritio en el agua potable en Canadá, [31] 7.000 Bq /L, corresponde a 1/10 del límite de dosis de la CIPR para el público). Las emisiones de tritio de otras plantas CANDU son igualmente bajas. [28] [32]
En general, existe una importante controversia pública sobre las emisiones radiactivas de las plantas de energía nuclear, y para las plantas CANDU una de las principales preocupaciones es el tritio. En 2007, Greenpeace publicó una crítica de las emisiones de tritio de las centrales nucleares canadienses [28] escrita por Ian Fairlie . [33] Este informe fue criticado [34] por Richard Osborne. [35]
El esfuerzo de desarrollo de CANDU ha pasado por cuatro etapas principales a lo largo del tiempo. Los primeros sistemas fueron máquinas experimentales y prototipos de potencia limitada. Estos fueron reemplazados por una segunda generación de máquinas de 500 a 600 MW e (CANDU 6), una serie de máquinas más grandes de 900 MW e , y finalmente se desarrollaron en el esfuerzo CANDU 9 y ACR-1000. [36] [37]
El primer diseño moderado por agua pesada en Canadá fue el ZEEP , que comenzó a funcionar justo después del final de la Segunda Guerra Mundial . A ZEEP se unieron varias otras máquinas experimentales, incluida la NRX en 1947 y la NRU en 1957. Estos esfuerzos llevaron al primer reactor tipo CANDU, el Nuclear Power Demonstration (NPD), en Rolphton, Ontario. Estaba pensado como prueba de concepto y tenía una potencia nominal de sólo 22 MW e , una potencia muy baja para un reactor de potencia comercial. NPD produjo la primera electricidad generada nuclear en Canadá y funcionó con éxito desde 1962 hasta 1987. [38] [39]
El segundo CANDU fue el reactor Douglas Point , una versión más potente con aproximadamente 200 MW e y ubicado cerca de Kincardine , Ontario. Entró en servicio en 1968 y funcionó hasta 1984. Única entre las estaciones CANDU, Douglas Point tenía una ventana llena de aceite con vista a la cara este del reactor, incluso cuando el reactor estaba en funcionamiento. Originalmente se planeó que Douglas Point fuera una estación de dos unidades, pero la segunda unidad fue cancelada debido al éxito de las unidades más grandes de 515 MW e en Pickering . [40] [41]
Gentilly-1 , en Bécancour, Quebec , cerca de Trois-Rivières , Quebec, también era una versión experimental de CANDU, que utilizaba un refrigerante de agua ligera hirviendo y tubos de presión verticales, pero no se consideró exitoso y se cerró después de siete años de funcionamiento irregular. [42] Gentilly-2, un reactor CANDU-6, comenzó a funcionar en 1983. Tras las declaraciones del gobierno entrante del Parti Québécois en septiembre de 2012 de que Gentilly cerraría, el operador, Hydro-Québec , decidió cancelar una remodelación previamente anunciada. de la planta y anunció su cierre a finales de 2012, alegando razones económicas para su decisión. La compañía ha iniciado un proceso de desmantelamiento de 50 años que se estima costará 1.800 millones de dólares. [43]
Paralelamente al diseño clásico CANDU, se desarrollaron variantes experimentales. WR-1 , ubicado en los Laboratorios Whiteshell de AECL en Pinawa, Manitoba , utilizó tubos de presión verticales y aceite orgánico como refrigerante primario. El aceite utilizado tiene un punto de ebullición más alto que el agua, lo que permite que el reactor funcione a temperaturas más altas y presiones más bajas que un reactor convencional. La temperatura de salida del WR-1 fue de aproximadamente 490 °C en comparación con los 310 °C nominales del CANDU 6; la temperatura más alta y, por tanto, la eficiencia termodinámica compensan hasta cierto punto el hecho de que los aceites tienen aproximadamente la mitad de la capacidad calorífica del agua. Las temperaturas más altas también resultan en una conversión más eficiente en vapor y, en última instancia, en electricidad. El WR-1 funcionó con éxito durante muchos años y prometía una eficiencia significativamente mayor que las versiones refrigeradas por agua. [44] [45]
Los éxitos en NPD y Douglas Point llevaron a la decisión de construir la primera estación de unidades múltiples en Pickering, Ontario. Pickering A, que consta de las unidades 1 a 4, entró en servicio en 1971. Pickering B con las unidades 5 a 8 entró en funcionamiento en 1983, dando una capacidad de estación completa de 4.120 MW e . La estación se encuentra muy cerca de la ciudad de Toronto , con el fin de reducir los costos de transmisión .
Una serie de mejoras al diseño básico de Pickering llevaron al diseño CANDU 6, que entró en funcionamiento por primera vez a principios de los años 1980. CANDU 6 era esencialmente una versión de la central eléctrica de Pickering que fue rediseñada para poder construirse en unidades de un solo reactor. CANDU 6 se utilizó en varias instalaciones fuera de Ontario, incluida Gentilly-2 en Quebec y la estación de generación nuclear Point Lepreau en New Brunswick. CANDU 6 forma la mayoría de los sistemas CANDU extranjeros, incluidos los diseños exportados a Argentina, Rumania, China y Corea del Sur. Sólo India opera un sistema CANDU que no se basa en el diseño CANDU 6.
La economía de las centrales nucleares generalmente varía bien con el tamaño. Esta mejora en tamaños mayores se ve compensada por la aparición repentina de grandes cantidades de energía en la red, lo que conduce a una reducción de los precios de la electricidad a través de efectos de oferta y demanda. Las predicciones de finales de la década de 1960 sugerían que el crecimiento de la demanda de electricidad superaría estas presiones a la baja de los precios, lo que llevó a la mayoría de los diseñadores a introducir plantas en el rango de los 1.000 MW e .
A Pickering A le siguió rápidamente un esfuerzo de ampliación para la Estación de Generación Nuclear Bruce , construida por etapas entre 1970 y 1987. Es la instalación nuclear más grande de América del Norte y la segunda más grande del mundo (después de Kashiwazaki-Kariwa en Japón), con ocho reactores de alrededor de 800 MW e cada uno, en total 6.232 MW (netos) y 7.276 MW (brutos). Otra ampliación, más pequeña, condujo al diseño de la estación de generación nuclear de Darlington , similar a la planta de Bruce, pero que entrega alrededor de 880 MW e por reactor en una estación de cuatro reactores.
Como fue el caso del desarrollo del diseño de Pickering en el CANDU 6, el diseño de Bruce también se desarrolló en el CANDU 9 similar. [46] Al igual que el CANDU 6, el CANDU 9 es esencialmente un reenvasado del diseño de Bruce, de modo que se puede construir como una unidad de un solo reactor. No se han construido reactores CANDU 9.
Durante las décadas de 1980 y 1990, el mercado de la energía nuclear sufrió un colapso importante y se construyeron pocas plantas nuevas en América del Norte o Europa. El trabajo de diseño continuó durante todo el proceso y se introdujeron nuevos conceptos de diseño que mejoraron drásticamente la seguridad, los costos de capital, la economía y el rendimiento general. Estas máquinas de generación III+ y IV se convirtieron en un tema de considerable interés a principios de la década de 2000, ya que parecía que estaba en marcha un renacimiento nuclear y que se construirían un gran número de nuevos reactores durante la próxima década. [47]
AECL había estado trabajando en un diseño conocido como ACR-700, utilizando elementos de las últimas versiones de CANDU 6 y CANDU 9, con una potencia de diseño de 700 MW e . [37] Durante el renacimiento nuclear, la ampliación observada en los años anteriores se reexpresó y el ACR-700 se desarrolló hasta convertirse en el ACR-1000 de 1200 MW . ACR-1000 es la tecnología CANDU de próxima generación (oficialmente, "generación III+"), que realiza algunas modificaciones significativas al diseño CANDU existente. [48]
El principal cambio, y el más radical entre las generaciones CANDU, es el uso de agua ligera a presión como refrigerante. Esto reduce significativamente el coste de implementación del circuito de refrigeración primario, que ya no tiene que llenarse con costosa agua pesada. El ACR-1000 utiliza aproximadamente 1/3 del agua pesada necesaria en diseños de generaciones anteriores. También elimina la producción de tritio en el circuito de refrigerante, la principal fuente de fugas de tritio en los diseños CANDU operativos. El rediseño también permite una reactividad al vacío ligeramente negativa , un objetivo de diseño importante de todas las máquinas Gen III+. [48]
El diseño también requiere el uso de uranio ligeramente enriquecido , enriquecido aproximadamente entre un 1 y un 2%. La razón principal es aumentar el índice de quemado, permitiendo que los haces permanezcan más tiempo en el reactor, de modo que sólo se produzca un tercio del combustible gastado. Esto también tiene efectos en los costes operativos y en los calendarios, ya que se reduce la frecuencia de repostaje. Como es el caso de diseños CANDU anteriores, el ACR-1000 también ofrece repostaje en línea. [48]
Fuera del reactor, el ACR-1000 tiene una serie de cambios de diseño que se espera que reduzcan drásticamente los costos operativos y de capital. El principal de estos cambios es la vida útil de diseño de 60 años, que reduce drásticamente el precio de la electricidad generada durante la vida útil de la planta. El diseño también tiene un factor de capacidad esperado del 90%. Los generadores de vapor y las turbinas de mayor presión mejoran la eficiencia aguas abajo del reactor. [48]
Muchos de los cambios de diseño operativo también se aplicaron al CANDU 6 existente para producir el CANDU 6 mejorado. También conocido como CANDU 6e o EC 6, esta fue una actualización evolutiva del diseño del CANDU 6 con una producción bruta de 740 MW e por unidad. . Los reactores están diseñados para una vida útil de más de 50 años, con un programa de vida media para reemplazar algunos de los componentes clave, por ejemplo, los canales de combustible. El factor de capacidad anual promedio proyectado es superior al 90%. Las mejoras en las técnicas de construcción (incluido el ensamblaje modular y abierto) reducen los costos de construcción. El CANDU 6e está diseñado para funcionar con configuraciones de energía tan bajas como el 50%, lo que les permite ajustarse a la demanda de carga mucho mejor que los diseños anteriores. [49]
Según la mayoría de las medidas, el CANDU es "el reactor de Ontario". El sistema se desarrolló casi en su totalidad en Ontario y sólo se construyeron dos diseños experimentales en otras provincias. De los 29 reactores comerciales CANDU construidos, 22 están en Ontario. De estos 22, varios reactores han sido retirados del servicio. Se han propuesto dos nuevos reactores CANDU para Darlington con la ayuda financiera del gobierno canadiense, [50] pero estos planes terminaron en 2009 debido a los altos costos. [51]
AECL ha comercializado intensamente CANDU en Canadá, pero ha tenido una recepción limitada. Hasta la fecha, sólo se han construido dos reactores no experimentales en otras provincias, uno en Quebec y uno en Nuevo Brunswick, mientras que otras provincias se han concentrado en plantas hidroeléctricas y de carbón. Varias provincias canadienses han desarrollado grandes cantidades de energía hidroeléctrica. Alberta y Saskatchewan no cuentan con grandes recursos hídricos y utilizan principalmente combustibles fósiles para generar energía eléctrica.
Se ha expresado interés en el oeste de Canadá , donde los reactores CANDU se están considerando como fuentes de calor y electricidad para el proceso de extracción de arenas petrolíferas , que consume mucha energía y que actualmente utiliza gas natural . Energy Alberta Corporation anunció el 27 de agosto de 2007 que había solicitado una licencia para construir una nueva planta nuclear en Lac Cardinal (30 km al oeste de la ciudad de Peace River, Alberta ), con dos reactores ACR-1000 puestos en funcionamiento en 2017 que producirían 2,2 gigavatios . (eléctrico). [52] Una revisión parlamentaria de 2007 sugirió suspender los esfuerzos de desarrollo. [53] Posteriormente, la empresa fue comprada por Bruce Power, [54] quien propuso ampliar la planta a cuatro unidades de un total de 4,4 gigavatios. [55] Estos planes fracasaron y Bruce luego retiró su solicitud para el Lac Cardinal, proponiendo en su lugar un nuevo sitio a unos 60 km de distancia. [56] Los planes están actualmente moribundos después de que una amplia consulta con el público demostrara que mientras aproximadamente 1 ⁄ de la población estaba abierta a los reactores, 1 ⁄ 4 se oponía. [57] [58]
Durante la década de 1970, el mercado internacional de ventas nucleares era extremadamente competitivo y muchas empresas nucleares nacionales recibían el apoyo de las embajadas extranjeras de sus gobiernos. Además, el ritmo de construcción en los Estados Unidos había significado que los sobrecostos y los retrasos en la finalización habían desaparecido en general, y que los reactores posteriores serían más baratos. Canadá, un actor relativamente nuevo en el mercado internacional, tuvo numerosas desventajas en estos esfuerzos. El CANDU fue diseñado deliberadamente para reducir la necesidad de piezas mecanizadas de gran tamaño, haciéndolo adecuado para su construcción en países sin una base industrial importante. Los esfuerzos de ventas han tenido su mayor éxito en países que no podían construir localmente diseños de otras empresas.
A finales de la década de 1970, la AECL señaló que cada venta de reactor emplearía a 3.600 canadienses y generaría 300 millones de dólares en ingresos para la balanza de pagos. [59] Estos esfuerzos de venta estaban dirigidos principalmente a países gobernados por dictaduras o similares, un hecho que generó serias preocupaciones en el parlamento. [60] Estos esfuerzos también llevaron a un escándalo cuando se descubrió que se habían entregado millones de dólares a agentes de ventas extranjeros, con poco o ningún registro de quiénes eran o qué hacían para ganar el dinero. [61] Esto llevó a una investigación de la Real Policía Montada de Canadá después de que surgieran preguntas sobre los esfuerzos de ventas en Argentina y nuevas regulaciones sobre la divulgación completa de las tarifas para ventas futuras. [62]
El primer éxito de CANDU fue la venta de los primeros diseños de CANDU a la India. En 1963 se firmó un acuerdo para la exportación de un reactor de potencia de 200 MWe basado en el reactor de Douglas Point. El éxito del acuerdo llevó a la venta en 1966 de un segundo reactor del mismo diseño. El primer reactor, entonces conocido como RAPP-1 por "Proyecto de energía atómica de Rajasthan", comenzó a funcionar en 1972. Un problema grave con el agrietamiento del escudo terminal del reactor provocó que el reactor se cerrara durante largos períodos y finalmente se redujera su potencia. hasta 100 MW. [63] La construcción del reactor RAPP-2 todavía estaba en marcha cuando la India detonó su primera bomba atómica en 1974, lo que llevó a Canadá a poner fin a sus acuerdos nucleares con el país. Parte del acuerdo de venta fue un proceso de transferencia de tecnología. Cuando Canadá se retiró del desarrollo, India continuó la construcción de plantas similares a CANDU en todo el país. [64] En 2010, los reactores basados en CANDU estaban operativos en los siguientes sitios: Kaiga (3), Kakrapar (2), Madras (2), Narora (2), Rajasthan (6) y Tarapur (2).
En Pakistán, entre 1966 y 1971 se construyó la central nuclear de Karachi, con una capacidad bruta de 137 MW e .
En 1972, AECL presentó a la Comisión Nacional de Energía Atómica de Argentina un diseño basado en la planta de Pickering, en colaboración con la empresa italiana Italimpianti. La alta inflación durante la construcción provocó pérdidas masivas y los esfuerzos por renegociar el acuerdo fueron interrumpidos por el golpe de marzo de 1976 encabezado por el general Videla. La Central Nuclear Embalse comenzó a operar comercialmente en enero de 1984. [65] Ha habido negociaciones en curso para abrir más reactores CANDU 6 en el país, incluido un acuerdo de 2007 entre Canadá, China y Argentina, pero hasta la fecha no se han anunciado planes firmes. . [66]
En 1977 se firmó un acuerdo de licencia con Rumania, por el que se vendía el diseño CANDU 6 por 5 millones de dólares por reactor para los primeros cuatro reactores, y luego por 2 millones de dólares cada uno para los doce siguientes. Además, las empresas canadienses suministrarían una cantidad variable de equipos para los reactores, alrededor de 100 millones de dólares del precio de referencia de 800 millones de dólares del primer reactor, y luego bajarían con el tiempo. En 1980, Nicolae Ceaușescu pidió una modificación para proporcionar bienes en lugar de efectivo; a cambio, se aumentaría la cantidad de contenido canadiense y se construiría un segundo reactor con ayuda canadiense. Los problemas económicos en el país empeoraron durante la fase de construcción. El primer reactor de la central nuclear de Cernavodă no entró en funcionamiento hasta abril de 1996, una década después de su puesta en funcionamiento prevista para diciembre de 1985. [67] Se concertaron más préstamos para completar el segundo reactor, que entró en funcionamiento en noviembre de 2007. [68]
En enero de 1975, se anunció un acuerdo para la construcción de un único reactor CANDU 6 en Corea del Sur, ahora conocido como reactor de energía Wolsong-1 . La construcción comenzó en 1977 y la operación comercial comenzó en abril de 1983. En diciembre de 1990 se anunció un nuevo acuerdo para tres unidades adicionales en el mismo sitio, que comenzaron a operar en el período 1997-1999. [69] Corea del Sur también negoció acuerdos de desarrollo y transferencia de tecnología con Westinghouse para su diseño avanzado del reactor System-80, y todo el desarrollo futuro se basa en versiones construidas localmente de este reactor. [70]
En junio de 1998, comenzó la construcción de un reactor CANDU 6 en la planta de energía nuclear Qinshan de Qinshan , China , como Fase III (unidades 4 y 5) de la instalación planificada de 11 unidades. La operación comercial inició en diciembre de 2002 y julio de 2003, respectivamente. Se trata de los primeros reactores de agua pesada de China. Qinshan es el primer proyecto CANDU-6 que utiliza la construcción de un edificio de reactor con techo abierto y el primer proyecto cuya operación comercial comenzó antes de la fecha proyectada. [71]
CANDU Energy continúa sus esfuerzos de marketing en China. [72] Además, China y Argentina han acordado un contrato para construir un reactor derivado CANDU-6 de 700 MWe. Está previsto que la construcción comience en 2018 en Atucha . [73] [74]
El costo de la electricidad de cualquier central eléctrica se puede calcular aproximadamente mediante la misma selección de factores: costos de capital para la construcción o los pagos de préstamos hechos para garantizar ese capital, el costo del combustible por vatio-hora y costos fijos y cuotas de mantenimiento variables. En el caso de la energía nuclear, normalmente se incluyen dos costos adicionales, el costo de la eliminación permanente de residuos y el costo de desmantelar la planta cuando finalice su vida útil. Generalmente, los costos de capital dominan el precio de la energía nuclear, ya que la cantidad de energía producida es tan grande que supera el costo del combustible y el mantenimiento. [75] La Asociación Nuclear Mundial calcula que el costo del combustible, incluido todo el procesamiento, representa menos de un centavo (0,01 dólares EE.UU.) por kWh. [76]
La información sobre el desempeño económico en CANDU está algo desequilibrada; la mayoría de los reactores están en Ontario, que es también el "más público" entre los principales operadores de CANDU. Varias organizaciones antinucleares como Ontario Clean Air Alliance (OCAA) y Pembina han afirmado que cada diseño de CANDU en Ontario superó el presupuesto en al menos un 25% y, en promedio, más de un 150% más de lo estimado. [77] Sin embargo, esto se basa en el uso de cifras del "dólar del día" que no están ajustadas a la inflación. Teniendo en cuenta la inflación, todas las plantas estaban dentro o por debajo del presupuesto, con excepción de Darlington. [ cita necesaria ] Incluso teniendo en cuenta la inflación, Darlington superó con creces el presupuesto, casi el doble de la estimación original, pero este proyecto se detuvo en curso, incurriendo así en cargos por intereses adicionales durante un período de altas tasas de interés, que es una situación especial que fue No se espera que se repita. [ cita necesaria ]
En la década de 1980, los tubos de presión de los reactores Pickering A fueron reemplazados antes de su vida útil debido a un deterioro inesperado causado por la fragilización del hidrógeno . Una inspección y un mantenimiento exhaustivos han evitado este problema en los reactores posteriores.
Todos los reactores Pickering A y Bruce A se cerraron en 1999 para centrarse en restaurar el rendimiento operativo de las generaciones posteriores en Pickering, Bruce y Darlington. Antes de reiniciar los reactores Pickering A, OPG llevó a cabo un programa de renovación limitado. Las estimaciones de costo y tiempo originales basadas en un desarrollo inadecuado del alcance del proyecto estaban muy por debajo del tiempo y costo reales y se determinó que las unidades 2 y 3 de Pickering no se reiniciarían por razones comerciales.
Estos sobrecostos se repitieron en Bruce, y las Unidades 3 y 4 superaron en un 90% el presupuesto. [77] Se experimentaron excesos similares en Point Lepreau, [78] y la planta Gentilly-2 se cerró el 28 de diciembre de 2012. [79]
Con base en los costos de capital proyectados y el bajo costo del combustible y el mantenimiento en servicio, en 1994 se predijo que la energía de CANDU estaría muy por debajo de los 5 centavos/kWh. [80]
En 1999, Ontario Hydro se disolvió y sus instalaciones de generación se reformaron en Ontario Power Generation (OPG). Para hacer que las empresas sucesoras fueran más atractivas para los inversores privados, se colocaron 19.400 millones de dólares en "deuda bloqueada" bajo el control de la Ontario Electricity Financial Corporation. Esta deuda se paga lentamente a través de una variedad de fuentes, incluida una tarifa de 0,7 centavos/kWh sobre toda la energía, todos los impuestos sobre la renta pagados por todas las empresas operativas y todos los dividendos pagados por OPG e Hydro One .
En octubre de 2022, Darlington se encuentra en la última mitad del importante proyecto de renovación de 10 años de las cuatro unidades, habiendo alcanzado la mitad de su vida útil de diseño. El presupuesto está fijado en 12.500 millones de dólares y se prevé producir energía a entre 6 y 8 centavos/kWh. Actualmente el proyecto se encuentra dentro del plazo y del presupuesto. [81]
Las Unidades 1, 3 y 4 de Darlington han operado con un factor de capacidad anual de vida útil promedio del 85% y la Unidad 2 con un factor de capacidad de 78%, [82] A partir de 2010, las unidades renovadas en Pickering y Bruce tenían factores de capacidad de vida útil entre 59 y 69%. [83] Esto incluye períodos de varios años mientras las unidades estaban cerradas para su renovación y renovación. Los factores de capacidad posteriores a la remodelación son mucho más altos con Bruce A1 con 90,78%, Bruce A2 con 90,38% (2013+), [84] Pickering A1 con 71,18% y Pickering A4 con 70,38%. [85] En 2009, las unidades 3 y 4 de Bruce A tenían factores de capacidad del 80,5% y 76,7% respectivamente, en un año en el que tuvieron una interrupción importante del edificio de vacío. [86]
Hoy en día hay 31 reactores CANDU en uso en todo el mundo y 13 "derivados de CANDU" en la India, desarrollados a partir del diseño CANDU. Después de que la India detonara una bomba nuclear en 1974, Canadá puso fin a sus acuerdos nucleares con la India. El desglose es:
Los sistemas de agua de refrigeración para todos los requisitos de refrigeración del reactor CANDU pueden funcionar en sitios de agua dulce o salada. La planta también puede albergar torres de refrigeración convencionales. Se puede manejar una variedad de temperaturas del agua de refrigeración, para adaptarse al entorno de la planta. Se ha desarrollado un conjunto genérico de condiciones de referencia para adaptarse a los sitios potenciales para el EC6.
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