Reactor CANDU

Qinshan Unidades de fase III 1 y 2, ubicadas en Zhejiang, China (30.436° N 120.958° E): Two CANDU 6 reactors, designed by Atomic Energy of Canada Limited (AECL), owned and operated by the Third Qinshan Nuclear Power Company Limited. Tenga en cuenta que la instalación es esencialmente dos plantas separadas, inherentes al diseño CANDU6.

El CANDU (Canada Deuterio Uranio) es un diseño de reactor canadiense de agua pesada presurizada que se utiliza para generar energía eléctrica. 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 50 y 60 por 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 MWe que estaba destinado a ser utilizado en instalaciones de reactores múltiples en plantas grandes, y el CANDU 6 racionalizado en el 600 Clase MW_e que está diseñada para ser utilizada en unidades individuales independientes o en pequeñas plantas de unidades múltiples. Las unidades CANDU 6 se construyeron en Quebec y New Brunswick, así como en Pakistán, Argentina, Corea del Sur, Rumania y China. Se vendió a India un solo ejemplo de un diseño que no es CANDU 6. El diseño de unidades múltiples se usó solo en Ontario, Canadá, y creció en tamaño y potencia a medida que se instalaban más unidades en la provincia, alcanzando ~880 MW_e en las unidades instaladas en la central nuclear de Darlington. Un esfuerzo por racionalizar las unidades más grandes de forma similar a CANDU 6 condujo al CANDU 9.

A principios de la década de 2000, las perspectivas de venta de los diseños CANDU originales 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 autorizó el diseño de 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. Ha finalizado el esfuerzo de venta del reactor ACR.

En 2017, una consulta con la industria llevó a Natural Resources Canada a establecer una "hoja de ruta SMR" teniendo como objetivo el desarrollo de pequeños reactores modulares. En respuesta, SNC-Lavalin ha desarrollado una versión SMR de 300 MW_e del CANDU, el CANDU SMR, que ha comenzado a destacar en su sitio web. 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.

Diseño y funcionamiento

Diagrama esquemático de un reactor CANDU: Caliente y caliente lados fríos del bucle primario de agua pesada; caliente y caliente lados fríos del lazo secundario de agua ligera; y Moderador de agua pesada fresco en la calandria, junto con varillas ajustadoras parcialmente insertadas (como se conocen las barras de control CANDU).

1. Paquete de combustible
2. Calandria (el núcleo del reactor)
3. Barras de ajuste
4. Pressurizer
5. Generador de vapor
6. Bomba de agua ligera
7. Bomba de agua pesada
8. Máquinas de combustible
9. Moderador de agua pesada
10. Tubo de presión
11. Steam va a la turbina de vapor
12. Agua fría que regresa de la turbina
13. Containment building made of reinforced concrete

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 bucle de refrigeración primario. Un intercambiador de calor, también conocido como generador de vapor, transfiere el calor a un bucle de refrigeración secundario, que alimenta una turbina de vapor con un generador eléctrico conectado (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 usa agua de enfriamiento de una fuente cercana, como un lago, río u océano. Las plantas CANDU más nuevas, como la Estación generadora nuclear Darlington cerca de Toronto, Ontario, utilizan un difusor para distribuir el agua de salida caliente en un volumen mayor y limitar los efectos sobre el medio ambiente. Aunque todas las plantas CANDU hasta la fecha han usado enfriamiento de ciclo abierto, los diseños modernos de CANDU son capaces de usar torres de enfriamiento en su lugar.

Donde el diseño CANDU difiere de la mayoría de los otros diseños es en los detalles del núcleo fisible 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 causar que otros átomos de ²³⁵U en el combustible también sufran fisión. Este proceso es mucho más efectivo 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 "termalizar" ellos, 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 reemplaza esta "luz" agua con 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 un objetivo principal 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 armamento.

Calandria y diseño de combustible

Dos paquetes de combustible CANDU: cada uno tiene unos 50 cm de longitud y 10 cm de diámetro, y puede generar alrededor de 1 GWh (3.6 TJ) de electricidad durante su tiempo en un reactor CANDU

En los diseños de reactores de agua ligera (LWR) convencionales, todo el núcleo fisible 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 mayores antes de hervir, lo que elimina más calor y permite 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 del CANDU, la industria pesada de Canadá carecía de la experiencia y la capacidad necesarias para moldear y mecanizar recipientes a presión de reactores de el tamaño requerido. Este problema se ve amplificado por la menor densidad fisionable 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 que originalmente se pretendía usar en el NPD antes de su rediseño a mitad de la construcción no podía fabricarse en el país y, en su lugar, tenía que fabricarse en Escocia. Se pensaba que el desarrollo nacional de la tecnología necesaria para producir recipientes a presión del tamaño necesario para los reactores de potencia moderados por agua pesada a escala comercial era muy poco probable.

En CANDU, los haces de combustible de unos 10 cm de diámetro están compuestos por muchos tubos metálicos más pequeños. Los paquetes 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, por lo que es 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 de 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 función de seguridad adicional.

En un reactor de agua a presión convencional, el reabastecimiento de combustible del sistema requiere apagar el núcleo y abrir el recipiente a presión. En CANDU, solo se debe despresurizar el único tubo que se está reabasteciendo. 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 empuja el nuevo combustible, por lo que el combustible agotado se expulsa y se recoge en el otro extremo. Una ventaja operativa significativa del reabastecimiento de combustible en línea es que un haz de combustible defectuoso o con fugas se puede retirar del núcleo una vez que se ha localizado, lo que reduce los niveles de radiación en el circuito de enfriamiento primario.

Cada paquete de combustible es un cilindro ensamblado a partir de tubos delgados llenos de gránulos cerámicos de combustible de óxido de uranio (elementos combustibles). En diseños más antiguos, el paquete tenía 28 o 37 elementos combustibles de medio metro de largo con 12 o 13 conjuntos de este tipo colocados de extremo a extremo en un tubo de presión. El paquete CANFLEX más nuevo tiene 43 elementos combustibles, con dos tamaños de elementos (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 lb) y está destinado a reemplazar eventualmente el paquete de 37 elementos. Para permitir que los neutrones fluyan libremente entre los haces, los tubos y haces están hechos de zircaloy transparente a los neutrones (zirconio + 2,5 % en peso de niobio).

Propósito de usar agua pesada

Bruce Nuclear Generating Station, que opera ocho reactores CANDU, es la central nuclear más grande del mundo por capacidad operativa neta.

El uranio natural es una mezcla de isótopos, principalmente uranio-238, con un 0,72 % de uranio-235 fisionable en peso. Un reactor tiene como objetivo una tasa constante de fisión a lo largo del tiempo, donde los neutrones liberados por la fisión provocan un número igual de fisiones en otros átomos fisionables. Este equilibrio se denomina criticidad. Los neutrones liberados en estas reacciones son bastante energéticos y no reaccionan fácilmente (no son 'capturados' por) el material fisionable circundante. Para mejorar esta tasa, deben tener su energía moderada, idealmente a la misma energía que los propios átomos de combustible. Como estos neutrones están en equilibrio térmico con el combustible, se denominan neutrones térmicos.

Durante la moderación, ayuda a separar los neutrones y el uranio, ya que el ²³⁸U tiene una gran afinidad por los neutrones de energía intermedia (absorción de "resonancia"), pero solo se fisiona fácilmente. por los pocos neutrones energéticos por encima de ≈1.5–2 MeV. Dado que la mayor parte del combustible suele ser ²³⁸U, la mayoría de los diseños de reactores se basan en barras de combustible delgadas 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 solo el exceso, se crea plutonio, que ayuda a compensar el agotamiento del uranio-235. Eventualmente, la acumulación de productos de fisión que son aún más absorbentes de neutrones que el ²³⁸U ralentiza la reacción y requiere recarga de combustible.

El agua ligera es un excelente moderador: los átomos de hidrógeno ligeros tienen una masa muy similar a la de un neutrón y pueden absorber mucha energía en una sola colisión (como una colisión de dos bolas de billar). El hidrógeno ligero también es bastante efectivo para absorber neutrones, y quedarán muy pocos para reaccionar con la pequeña cantidad de ²³⁵U en el uranio natural, evitando la criticidad. Para permitir la criticidad, el combustible debe ser enriquecido, aumentando la cantidad de ²³⁵U a un nivel utilizable. En los reactores de agua ligera, el combustible suele estar enriquecido entre un 2 % y un 5 % de ²³⁵U (la fracción sobrante con menos ²³⁵U se denomina uranio empobrecido). Las instalaciones de enriquecimiento son costosas de construir y operar. También son un problema de proliferación, ya que pueden usarse para enriquecer mucho más la ²³⁵U, hasta material apto para armas (90 % o más ²³⁵U). Esto se puede remediar si el combustible es suministrado y reprocesado por un proveedor aprobado internacionalmente.

La principal ventaja del moderador de agua pesada sobre el agua ligera es la reducción de la absorción de los neutrones que sostienen la reacción en cadena, lo que permite una menor concentración de átomos activos (hasta el punto de utilizar combustible de uranio natural no enriquecido). El deuterio ('hidrógeno pesado') ya tiene el neutrón extra que absorbería el hidrógeno ligero, lo que reduce la tendencia a capturar neutrones. El deuterio tiene el doble de la masa de 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 del diseño de calandria, de lo contrario, se necesitaría un recipiente a presión muy grande. La baja densidad de ²³⁵U 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 ²³⁵U a productos de fisión + ²³⁸U 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 es más probable que causen fisión, por lo que CANDU no solo se 'quema'; uranio natural, pero también lo hace con mayor eficacia. 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. Esta es una gran ventaja del diseño de agua pesada; no solo requiere menos combustible, sino que como el combustible no tiene que ser enriquecido, 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 enlace 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 las gammas producidas directamente por la fisión como por la descomposición de los fragmentos de fisión tienen suficiente energía, y la vida media de los fragmentos de fisión varía de segundos a horas o incluso años. La lenta respuesta de estos neutrones generados por rayos gamma retrasa la respuesta del reactor y da a los operadores tiempo extra en caso de emergencia. Dado que los rayos gamma viajan metros a través del agua, una mayor tasa de reacción en cadena en una parte del reactor producirá una respuesta en el resto del reactor, lo que permitirá que varias retroalimentaciones negativas estabilicen la reacción.

Por otro lado, los neutrones de fisión se ralentizan completamente antes de llegar a otra barra de combustible, lo que significa que los neutrones tardan más tiempo en llegar de una parte del reactor a la otra. Por lo tanto, si la reacción en cadena se acelera en una sección del reactor, el cambio se propagará lentamente al resto del núcleo, dando tiempo para responder en caso de emergencia. La independencia de los neutrones' energías del combustible nuclear utilizado es lo que permite esa flexibilidad de combustible en un reactor CANDU, ya que cada paquete de combustible experimentará el mismo entorno 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 sin acceso a instalaciones de enriquecimiento. Los sistemas de enriquecimiento de la era de la guerra eran extremadamente costosos de construir y operar, mientras que la solución de agua pesada permitía el uso de uranio natural en el reactor ZEEP experimental. Se desarrolló un sistema de enriquecimiento mucho menos costoso, pero Estados Unidos clasificó el trabajo en el proceso de centrifugación de gas más económico. Por lo tanto, el CANDU fue diseñado para utilizar uranio natural.

Características de seguridad

El CANDU incluye una serie de características de seguridad activa y pasiva en su diseño. Algunos de estos 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, que normalmente se considera 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 generará más vapor. Esta es una de las muchas razones de la masa más fría de 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. Solo si el propio moderador comienza a hervir, habrá algún efecto significativo, y la gran masa térmica asegura que esto ocurrirá lentamente. El deliberadamente "lento" La respuesta del proceso de fisión en CANDU permite a los controladores más tiempo para diagnosticar y tratar los problemas.

Los canales de combustible solo pueden mantener la criticidad si son mecánicamente sólidos. Si la temperatura de los haces de combustible aumenta hasta el punto en que son mecánicamente inestables, su disposición horizontal significa que se doblarán por la gravedad, cambiando la disposición de los haces y reduciendo la eficiencia de las reacciones. Debido a que la disposición original del combustible 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 de las pastillas entre combustibles. Esto no detendrá la producción de calor a partir de la descomposición del producto de fisión, que continuaría 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, lo que permitirá que el calor se transfiera de manera eficiente al tanque moderador. El recipiente moderador tiene una capacidad térmica considerable por sí mismo y normalmente se mantiene relativamente frío.

El calor generado por los productos de fisión sería inicialmente de alrededor del 7 % de la potencia total del reactor, lo que requiere un enfriamiento significativo. Los diseños CANDU tienen 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 el caso de un accidente catastrófico y fusión del núcleo, el combustible no es crítico en agua ligera. Esto significa que enfriar el núcleo con agua de fuentes cercanas no aumentará la reactividad de la masa de combustible.

Normalmente, la tasa 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 se pueden subir o bajar en el núcleo para controlar el flujo de neutrones. Estos se utilizan para el funcionamiento normal, lo que permite que los controladores ajusten la reactividad a través de la masa de combustible, ya que las diferentes porciones normalmente se quemarían a diferentes velocidades dependiendo de su posición. Las varillas de ajuste también se pueden usar para reducir 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 vapor, un problema de diseño para muchos reactores de agua a presión.

También hay dos sistemas independientes de apagado de seguridad de acción rápida. Las varillas de cierre se mantienen sobre el reactor mediante electroimanes y caen por gravedad en el núcleo para terminar rápidamente con la criticidad. Este sistema funciona incluso en caso de un corte total de energía, ya que los electroimanes solo 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.

Ciclo de combustible

Rango de posibles ciclos de combustible CANDU: Los reactores CANDU pueden aceptar una variedad de tipos de combustible, incluyendo el combustible usado de reactores de agua ligera.

Un diseño de agua pesada puede sostener una reacción en cadena con una concentración más baja de átomos fisionables que los reactores de agua ligera, lo que le permite usar algunos combustibles alternativos; por ejemplo, "uranio recuperado" (RU) del combustible LWR usado. CANDU se diseñó para uranio natural con solo un 0,7 % ²³⁵U, por lo que el uranio reprocesado con un 0,9 % ²³⁵U es un combustible comparativamente rico. Esto extrae un 30-40% más de energía del uranio. El reactor Qinshan CANDU en China ha utilizado uranio recuperado. El proceso DUPIC (Uso directo de combustible PWR gastado en CANDU) en desarrollo puede reciclarlo incluso sin reprocesarlo. El combustible se sinteriza en aire (oxidado), luego en hidrógeno (reducido) para descomponerlo en polvo, que luego se forma en gránulos de combustible CANDU.

Los reactores CANDU también pueden producir combustible a partir del torio, que es más abundante. Esto está siendo investigado por India para aprovechar sus reservas naturales de torio.

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 las armas, pero puede usarse como combustible (en lugar de ser simplemente desechos nucleares), mientras que el consumo de plutonio apto para armas elimina el riesgo de proliferación. Si el objetivo es utilizar explícitamente plutonio u otros actínidos del combustible gastado, se proponen combustibles especiales de matriz inerte para hacerlo de manera más eficiente que el MOX. Dado que no contienen uranio, estos combustibles no generan plutonio adicional.

Economía

La economía de neutrones de la moderación del agua pesada y el control preciso del reabastecimiento en línea permiten que CANDU use una amplia variedad de combustibles además del uranio enriquecido, por ejemplo, uranio natural, uranio reprocesado, torio, plutonio y combustible LWR usado. Dado el costo del enriquecimiento, esto puede hacer que el combustible sea mucho más barato. Hay una inversión inicial en las toneladas de agua pesada con una pureza del 99,75 % 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 3512 MW_e de capacidad neta) en $5117 millones de dólares canadienses (aproximadamente 4.200 millones de dólares al tipo de cambio de principios de la década de 1990). Los costes de capital totales, incluidos los intereses, fueron de 14 319 millones de dólares canadienses (alrededor de 11 900 millones de dólares estadounidenses) y el agua pesada representó 1528 millones de dólares, o el 11 %, de esto.

Dado que el agua pesada es menos eficiente que el agua ligera en la desaceleración de los neutrones, CANDU necesita una mayor relación moderador-combustible y un núcleo más grande para la misma potencia de salida. Aunque un núcleo basado en calandria es más barato de construir, su tamaño aumenta el costo de las características estándar como el edificio de contención. En general, la construcción y las operaciones de una planta nuclear representan aproximadamente el 65 % del costo total de por vida; para CANDU, los costos están dominados aún más por la construcción. La alimentación de CANDU es más barata que otros reactores, ya que cuesta solo ≈10 % del total, por lo que el precio general por kWh de electricidad es comparable. El reactor CANDU avanzado (ACR) de próxima generación mitiga estas desventajas al tener un refrigerante de agua ligera y usar 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 potencia generada y la que se generaría funcionando a plena 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, las mejoras dramáticas en la gestión de cortes de LWR han reducido la brecha, con varias unidades alcanzando factores de capacidad ~90% y más, con un rendimiento general de la flota de EE. UU. de 92% en 2010. Los reactores CANDU 6 de última generación tienen un 88– 90% CF, pero el rendimiento general está dominado por las unidades canadienses más antiguas con CF del orden del 80%. Históricamente, las unidades reacondicionadas habían demostrado un bajo rendimiento, del orden del 65 %. Desde entonces, esto ha mejorado con el regreso a la operación de las unidades Bruce A1 y A2, que tienen factores de capacidad posteriores a la remodelación (2013+) de 90,78 % y 90,38 %, respectivamente.

Algunas plantas de CANDU sufrieron sobrecostos durante la construcción, a menudo debido a factores externos como la acción del gobierno. Por ejemplo, una serie de retrasos en la construcción impuestos llevaron a casi duplicar el 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. Por el contrario, en 2002, dos reactores CANDU 6 en Qinshan, China, se completaron según el cronograma y el presupuesto, un logro atribuido al estricto control sobre el alcance y el cronograma.

Pickering Nuclear Generating Station La estación consta de seis reactores operativos y dos apagados CANDU ubicados en edificios de contención domada. El edificio de vacío cilíndrico es un sistema de seguridad adicional donde se condensa el vapor en caso de una fuga importante.

No proliferación nuclear

En términos de protección contra la proliferación de armas nucleares, los CANDU cumplen con un nivel de certificación internacional similar al de otros reactores. 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 parcialmente pagado por el gobierno canadiense utilizando agua pesada suministrada por los Estados Unidos. Además de sus dos reactores PHWR, India tiene algunos reactores de agua pesada presurizados (PHWR) protegidos basados en el diseño CANDU, y dos reactores de agua ligera protegidos suministrados por EE. UU. Se ha extraído plutonio del combustible gastado de todos estos reactores; India depende principalmente de un reactor militar diseñado y construido en India llamado Dhruva. Se cree que el diseño se deriva del reactor CIRUS, con el Dhruva ampliado para una producción de plutonio más eficiente. Se cree que este reactor produjo el plutonio para las pruebas nucleares más recientes (1998) de la Operación Shakti de la India.

Aunque el agua pesada es relativamente inmune a la captura de neutrones, una pequeña cantidad de deuterio se convierte en tritio de esta manera. Este tritio se extrae de algunas plantas CANDU en Canadá, principalmente para mejorar la seguridad en caso de fugas de agua pesada. El gas se almacena y se utiliza en una variedad de productos comerciales, en particular, "powerless" sistemas de iluminación y dispositivos médicos. En 1985 la entonces Ontario Hydro desató una polémica en Ontario por sus planes de vender tritio a Estados Unidos. El plan, por ley, involucraba ventas únicamente a 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 futuras generaciones de reactores de fusión experimentales como ITER. Entre 1,5 y 2,1 kilogramos (3,3 a 4,6 lb) de tritio se recuperaron anualmente en la instalación de separación de Darlington en 2003, de los cuales se vendió una pequeña fracción.

La serie de pruebas de la Operación Shakti de 1998 en India incluyó una bomba con un rendimiento de aproximadamente 45 kilotones de TNT (190 TJ) que India afirmó públicamente que era una bomba de hidrógeno. Un comentario casual en la publicación de BARC Agua pesada: propiedades, producción y análisis 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 India admitiendo la existencia de la planta de extracción de tritio, pero negándose a comentar sobre su uso. India también es capaz de crear tritio de manera más eficiente mediante la irradiación de litio-6 en los reactores.

Producción de tritio

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 en todo el mundo) por interacciones de rayos cósmicos en la atmósfera superior. El tritio se considera un radionúclido débil debido a sus emisiones radiactivas de baja energía (energía de partículas beta de hasta 18,6 keV). 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.

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 hidrógeno pesado. Parte de este tritio escapa a la contención y generalmente se recupera; un pequeño porcentaje (alrededor del 1%) escapa de la contención y se considera una emisión radiactiva de rutina (también más alta que la de un LWR de tamaño comparable). Por lo tanto, la operación responsable de una planta CANDU incluye monitorear el tritio en el ambiente circundante (y publicar los resultados).

En algunos reactores CANDU se extrae periódicamente el tritio. Las emisiones típicas de las plantas CANDU en Canadá son inferiores al 1 % del límite normativo nacional, que se basa en las directrices de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) (por ejemplo, la concentración máxima permitida de tritio en agua potable en Canadá, 7000 Bq/ L, corresponde a 1/10 del límite de dosis de la ICRP para miembros del público). Las emisiones de tritio de otras plantas CANDU son igualmente bajas.

En general, existe una gran 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 Ian Fairlie a las emisiones de tritio de las centrales nucleares canadienses. Este informe fue criticado por Richard Osborne.

Historia

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 convirtieron en el Esfuerzo CANDU 9 y ACR-1000.

Esfuerzos iniciales

El primer diseño moderado con agua pesada en Canadá fue el ZEEP, que comenzó a operar justo después del final de la Segunda Guerra Mundial. A ZEEP se unieron varias otras máquinas experimentales, incluidas la NRX en 1947 y la NRU en 1957. Estos esfuerzos llevaron al primer reactor tipo CANDU, la demostración de energía nuclear (NPD), en Rolphton, Ontario. Fue pensado como una prueba de concepto y clasificado para solo 22 MWe, una potencia muy baja para un reactor de potencia comercial. NPD produjo la primera electricidad generada por energía nuclear en Canadá y funcionó con éxito desde 1962 hasta 1987.

El segundo CANDU fue el reactor de Douglas Point, una versión más poderosa con una capacidad de aproximadamente 200 MW_e y ubicada cerca de Kincardine, Ontario. Entró en servicio en 1968 y funcionó hasta 1984. Excepcionalmente entre las estaciones CANDU, Douglas Point tenía una ventana llena de aceite con una vista de la cara este del reactor, incluso cuando el reactor estaba en funcionamiento. Douglas Point se planeó originalmente para ser una estación de dos unidades, pero la segunda unidad se canceló debido al éxito de las unidades más grandes de 515 MW_e en Pickering.

Gentilly-1 (derecha) y Gentilly-2 (izquierda)

Gentilly-1, en Bécancour, Quebec, cerca de Trois-Rivières, Quebec, también era una versión experimental de CANDU, que usaba un refrigerante de agua liviana hirviendo y tubos de presión verticales, pero no se consideró exitoso y cerró después de siete años de operación irregular. Gentilly-2, un reactor CANDU-6, comenzó a operar 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 de la planta previamente anunciada. y anunció su cierre a fines de 2012, citando razones económicas para la decisión. La compañía ha iniciado un proceso de desmantelamiento de 50 años con un costo estimado de 1800 millones de dólares.

Paralelamente al diseño clásico de CANDU, se estaban desarrollando variantes experimentales. WR-1, ubicado en Whiteshell Laboratories de AECL en Pinawa, Manitoba, utilizó tubos de presión verticales y aceite orgánico como refrigerante principal. El aceite utilizado tiene un punto de ebullición más alto que el agua, lo que permite que el reactor opere 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 lo tanto, la eficiencia termodinámica compensa hasta cierto punto el hecho de que los aceites tienen aproximadamente la mitad de la capacidad calorífica del agua. Las temperaturas más altas también dan como resultado una conversión más eficiente a vapor y, en última instancia, a electricidad. WR-1 funcionó con éxito durante muchos años y prometía una eficiencia significativamente mayor que las versiones refrigeradas por agua.

Diseños de 600 MWe

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, lo que brinda una capacidad de estación completa de 4120 MW_e. La estación está muy cerca de la ciudad de Toronto, con el fin de reducir los costos de transmisión.

Una serie de mejoras en el diseño básico de Pickering condujo al diseño CANDU 6, que entró en funcionamiento por primera vez a principios de la década de 1980. CANDU 6 era esencialmente una versión de la central eléctrica de Pickering que se rediseñó 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. Solo India opera un sistema CANDU que no se basa en el diseño CANDU 6.

Diseños de 900 MWe

La economía de las plantas de energía nuclear generalmente escala bien con el tamaño. Esta mejora a mayores tamaños se ve compensada por la aparición repentina de grandes cantidades de energía en la red, lo que provoca una bajada de los precios de la electricidad por efectos de oferta y demanda. Las predicciones a fines de la década de 1960 sugirieron que el crecimiento de la demanda de electricidad superaría estas presiones de precios a la baja, lo que llevó a la mayoría de los diseñadores a introducir plantas en el rango de 1000 MW_e.

Pickering A fue seguido rápidamente por un esfuerzo de mejora de escala para la estación de generación nuclear Bruce, construida en 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 unos 800 MW_e cada uno, en total 6.232 MW (neto) y 7.276 MW (bruto). Otra mejora, 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.

Al igual que ocurrió con el desarrollo del diseño de Pickering en el CANDU 6, el diseño de Bruce también se desarrolló en el CANDU 9 similar. Al igual que el CANDU 6, el CANDU 9 es esencialmente un rediseño del diseño de Bruce, de modo que se puede construir como una unidad de un solo reactor. No se han construido reactores CANDU 9.

Diseños de la Generación III+

Durante las décadas de 1980 y 1990, el mercado de la energía nuclear sufrió una gran caída y se construyeron pocas plantas nuevas en América del Norte o Europa. El trabajo de diseño continuó 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 generación 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 construiría una gran cantidad de nuevos reactores durante la próxima década.

AECL venía 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. Durante el renacimiento nuclear, la mejora observada en los años anteriores se volvió a expresar y el ACR-700 se convirtió en el ACR-1000 de 1200 MW_e. ACR-1000 es la tecnología CANDU de próxima generación (oficialmente, "generación III+"), que realiza algunas modificaciones significativas al diseño CANDU existente.

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 costo de implementar el circuito de enfriamiento primario, que ya no tiene que llenarse con agua pesada costosa. El ACR-1000 utiliza aproximadamente 1/3 del agua pesada necesaria en los diseños de generaciones anteriores. También elimina la producción de tritio en el circuito de refrigeración, la principal fuente de fugas de tritio en los diseños operativos de CANDU. El rediseño también permite una reactividad de vacío ligeramente negativa, un objetivo de diseño importante de todas las máquinas Gen III+.

El diseño también requiere el uso de uranio ligeramente enriquecido, enriquecido en aproximadamente un 1 o un 2 %. La razón principal de esto es aumentar la relación de quemado, lo que permite que los haces permanezcan más tiempo en el reactor, de modo que solo se produzca un tercio del combustible gastado. Esto también tiene efectos sobre los costes operativos y los horarios, ya que se reduce la frecuencia de repostaje. Como es el caso de los diseños anteriores de CANDU, el ACR-1000 también ofrece reabastecimiento de combustible en línea.

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 del diseño de 60 años, lo 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 de alta presión y las turbinas mejoran la eficiencia aguas abajo del reactor.

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, p. los canales de combustible. El factor de capacidad anual promedio proyectado es más del 90%. Las mejoras en las técnicas de construcción (incluido el ensamblaje modular abierto) reducen los costos de construcción. El CANDU 6e está diseñado para funcionar con ajustes de potencia tan bajos como el 50 %, lo que les permite adaptarse a la demanda de carga mucho mejor que los diseños anteriores.

Esfuerzos de ventas en Canadá

Según la mayoría de las medidas, el CANDU es "el reactor de Ontario". El sistema se desarrolló casi en su totalidad en Ontario y solo 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, pero estos planes finalizaron en 2009 debido a los altos costos.

AECL ha comercializado fuertemente CANDU dentro de Canadá, pero ha encontrado una recepción limitada. Hasta la fecha, solo se han construido dos reactores no experimentales en otras provincias, uno en Quebec y Nuevo Brunswick, 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 tienen 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 bituminosas 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 que entraron en funcionamiento en 2017 produciendo 2,2 gigavatios. (eléctrico). Una revisión parlamentaria de 2007 sugirió suspender los esfuerzos de desarrollo. Posteriormente, la empresa fue comprada por Bruce Power, quien propuso ampliar la planta a cuatro unidades de un total de 4,4 gigavatios. Estos planes se vieron frustrados y Bruce luego retiró su solicitud para Lac Cardinal, proponiendo en su lugar un nuevo sitio a unos 60 km de distancia. Los planes están actualmente moribundos después de que una amplia consulta con el público demostrara que, mientras que aproximadamente 1⁄5 de la población estaban abiertos a los reactores, 1⁄4 se opusieron.

Ventas en el extranjero

Durante la década de 1970, el mercado internacional de ventas nucleares era extremadamente competitivo, y muchas empresas nucleares nacionales recibían el apoyo de sus gobiernos. embajadas extranjeras Además, el ritmo de construcción en los Estados Unidos había significado que los sobrecostos y el retraso en la finalización generalmente habían terminado, y los reactores posteriores serían más baratos. Canadá, un jugador relativamente nuevo en el mercado internacional, tuvo numerosas desventajas en estos esfuerzos. El CANDU se diseñó deliberadamente para reducir la necesidad de piezas mecanizadas muy grandes, lo que lo hace adecuado para la 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 fines de la década de 1970, AECL señaló que cada venta de reactores emplearía a 3600 canadienses y generaría $300 millones en ingresos de la balanza de pagos. Estos esfuerzos de venta estaban dirigidos principalmente a países gobernados por dictaduras o similares, hecho que generó serias preocupaciones en el parlamento. Estos esfuerzos también provocaron 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 hicieron para ganar el dinero. Esto condujo a una investigación de la Real Policía Montada de Canadá luego de que surgieron preguntas sobre los esfuerzos de ventas en Argentina y nuevas regulaciones sobre la divulgación completa de tarifas para ventas futuras.

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 trato condujo a la venta en 1966 de un segundo reactor del mismo diseño. El primer reactor, entonces conocido como RAPP-1 por "Rajasthan Atomic Power Project", comenzó a funcionar en 1972. Un problema grave con el agrietamiento del escudo del extremo del reactor hizo que el reactor se apagara por largos períodos, y el reactor finalmente se redujo a 100 MW. La construcción del reactor RAPP-2 aún estaba en marcha cuando India detonó su primera bomba atómica en 1974, lo que llevó a Canadá a poner fin a los tratos nucleares con el país. Parte del acuerdo de venta fue un proceso de transferencia de tecnología. Cuando Canadá se retiró del desarrollo, India continuó con la construcción de plantas similares a CANDU en todo el país. Para 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, la planta de energía nuclear de Karachi con una capacidad bruta de 137 MW_e se construyó entre 1966 y 1971.

En 1972, AECL presentó un diseño basado en la planta de Pickering al proceso de la Comisión Nacional de Energía Atómica de Argentina, en sociedad con la empresa italiana Italimpianti. La alta inflación durante la construcción provocó pérdidas masivas, y los esfuerzos para renegociar el trato se vieron 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. 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.

En 1977 se firmó un acuerdo de licencia con Rumania, vendiendo el diseño CANDU 6 por $5 millones por reactor para los primeros cuatro reactores, y luego $2 millones por cada uno para los siguientes doce. Además, las empresas canadienses suministrarían una cantidad variable de equipos para los reactores, alrededor de $100 millones del precio de referencia de $800 millones del primer reactor, y luego caería con el tiempo. En 1980, Nicolae Ceaușescu solicitó una modificación para proporcionar bienes en lugar de efectivo, a cambio se aumentó la cantidad de contenido canadiense y se construiría un segundo reactor con ayuda canadiense. Los problemas económicos en el país empeoraron a lo largo de la fase de construcción. El primer reactor de la planta de energía nuclear de Cernavodă solo entró en funcionamiento en abril de 1996, una década después de su puesta en marcha prevista en diciembre de 1985. Se concertaron más préstamos para completar el segundo reactor, que entró en funcionamiento en noviembre de 2007.

En enero de 1975, se anunció un acuerdo para la construcción de un solo reactor CANDU 6 en Corea del Sur, ahora conocido como Wolsong-1 Power Reactor. La construcción comenzó en 1977 y la operación comercial comenzó en abril de 1983. En diciembre de 1990 se anunció un acuerdo adicional para tres unidades adicionales en el mismo sitio, que comenzaron a operar en el período 1997-1999. Corea del Sur también negoció acuerdos de transferencia de tecnología y desarrollo con Westinghouse para su diseño de reactor avanzado System-80, y todo el desarrollo futuro se basa en versiones construidas localmente de este reactor.

En junio de 1998, comenzó la construcción de un reactor CANDU 6 en la planta de energía nuclear 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. Estos son los primeros reactores de agua pesada en China. Qinshan es el primer proyecto CANDU-6 que utiliza la construcción de un edificio de reactor abierto y el primer proyecto en el que la operación comercial comenzó antes de la fecha prevista.

CANDU Energy continúa sus esfuerzos de marketing en China. Además, China y Argentina han firmado un contrato para construir un reactor derivado de CANDU-6 de 700 MWe. Está previsto que la construcción comience en 2018 en Atucha.

Rendimiento económico

El costo de la electricidad de cualquier planta de energía se puede calcular aproximadamente mediante la misma selección de factores: costos de capital para la construcción o los pagos de préstamos hechos para asegurar ese capital, el costo del combustible por vatio-hora, y cuotas de mantenimiento fijas y variables. En el caso de la energía nuclear, normalmente se incluyen dos costos adicionales, el costo de la eliminación permanente de desechos y el costo de desmantelar la planta cuando finaliza su vida útil. En general, 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. La Asociación Nuclear Mundial calcula que el costo del combustible, incluido todo el procesamiento, representa menos de un centavo (US$0,01) por kWh.

La información sobre el desempeño económico en CANDU es algo desequilibrada; la mayoría de los reactores se encuentran en Ontario, que también es el "más público" entre los principales operadores de CANDU. Aunque se ha prestado mucha atención a los problemas de la planta de Darlington, cada diseño de CANDU en Ontario superó el presupuesto en al menos un 25 % y, en promedio, un 150 % más de lo estimado. Darlington fue el peor, con un 350% por encima del presupuesto, pero este proyecto se detuvo en curso, lo que generó cargos de interés adicionales durante un período de altas tasas de interés, que es una situación especial que no se esperaba que se repitiera.

En la década de 1980, los tubos de presión de los reactores Pickering A se reemplazaron antes de su vida útil debido al deterioro inesperado causado por la fragilización por hidrógeno. La inspección y el mantenimiento extensos han evitado este problema en reactores posteriores.

Todos los reactores Pickering A y Bruce A se cerraron en 1999 para centrarse en restaurar el rendimiento operativo en las generaciones posteriores en Pickering, Bruce y Darlington. Antes de reiniciar los reactores Pickering A, OPG emprendió un programa de renovación limitado. Las estimaciones originales de costo y tiempo basadas en un desarrollo inadecuado del alcance del proyecto estaban muy por debajo del tiempo y el costo reales y se determinó que las unidades 2 y 3 de Pickering no se reiniciarían por razones comerciales.

Estos excesos se repitieron en Bruce, con las Unidades 3 y 4 superando en un 90 % el presupuesto. Se experimentaron sobrecostos similares en Point Lepreau, y la planta Gentilly-2 se cerró el 28 de diciembre de 2012.

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.

En 1999, Ontario Hydro se dividió y sus instalaciones de generación se reformaron en Ontario Power Generation (OPG). Con el fin de hacer que las empresas sucesoras sean más atractivas para los inversores privados, $19.400 millones en "deuda bloqueada" fue puesto bajo el control de la Corporación Financiera de Electricidad de Ontario. Esta deuda se paga lentamente a través de una variedad de fuentes, incluida una tarifa de 0,7 centavos/kWh en 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.

A partir de 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 se establece en $ 12,5 mil millones y se planea producir energía a 6 a 8 centavos/kWh. El proyecto está actualmente a tiempo y dentro del presupuesto.

Las unidades 1, 3 y 4 de Darlington han operado con un factor de capacidad anual promedio de por vida del 85 % y la Unidad 2 con un factor de capacidad del 78 %. 69%. Esto incluye períodos de varios años en los que las unidades estuvieron cerradas para el reentubado y la restauración. Los factores de capacidad posteriores a la renovación son mucho más altos con Bruce A1 al 90,78 %, Bruce A2 al 90,38 % (2013+), Pickering A1 al 71,18 % y Pickering A4 al 70,38 %. 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 en el edificio de vacío.

Reactores CANDU activos

Actualmente hay 31 reactores CANDU en uso en todo el mundo y 13 "derivados CANDU" en India, desarrollado a partir del diseño CANDU. Después de que India detonara una bomba nuclear en 1974, Canadá detuvo los tratos nucleares con India. El desglose es:

• Canadá: 19 y 5 desmantelados.
• Corea del Sur: 3 y 1 cierre.
• China: 2.
• India: 2, 13 activos CANDU-derivatives, y 5 CANDU-derivatives en construcción.
• Argentina: 1 y 1 planeado.
• Rumania: 2, y 3 inactivos parcialmente construidos.
• Pakistán: 1 cierre.