Reactor CANDU avanzado

El reactor CANDU avanzado ( ACR ), o ACR-1000 , fue un diseño de reactor nuclear de Generación III+ propuesto , desarrollado por Atomic Energy of Canada Limited (AECL). Combinaba características de los reactores de agua pesada presurizada (PHWR) CANDU existentes con características de los reactores de agua presurizada (PWR) refrigerados por agua ligera . De CANDU, tomó el moderador de agua pesada , lo que le proporcionó al diseño una economía neutrónica mejorada que le permitió quemar una variedad de combustibles. Reemplazó el circuito de refrigeración de agua pesada por uno que contenía agua ligera convencional, reduciendo los costos. El nombre hace referencia a su potencia de diseño en la clase de 1000 MWe, con una base de alrededor de 1200 MWe. ^{[ 1 ]}  

El ACR-1000 se presentó como una opción más económica en comparación con la versión más grande del CANDU original, el CANDU 9, que se estaba diseñando. El ACR era ligeramente más grande, pero su construcción y operación resultaban menos costosas. La desventaja radicaba en que no ofrecía la flexibilidad de combustibles que brindaba el diseño original del CANDU, y ya no podía funcionar con uranio puro sin enriquecer. Sin embargo, este era un pequeño precio a pagar, dado el bajo costo de los servicios de enriquecimiento y del combustible en general.

AECL presentó ofertas para el ACR-1000 en varias propuestas alrededor del mundo, pero no ganó ninguna. La última propuesta seria fue para una ampliación de dos reactores de la central nuclear de Darlington , pero este proyecto se canceló en 2009 cuando se estimó que el precio triplicaba el presupuesto del gobierno. Sin otras perspectivas de venta, en 2011 la división de diseño de reactores de AECL se vendió a SNC-Lavalin para prestar servicios a la flota CANDU existente. El desarrollo del ACR finalizó. ^{[ 2 ]}

El diseño del ACR-1000 actualmente requiere una variedad de sistemas de seguridad, la mayoría de los cuales son derivados evolutivos de los sistemas utilizados en el diseño del reactor CANDU 6. Cada ACR requiere que tanto el SDS1 como el SDS2 estén en línea y completamente operativos antes de que puedan operar a cualquier nivel de potencia. ^{[ 3 ]}

Sistema de parada de seguridad 1 (SDS1): El SDS1 está diseñado para interrumpir de forma rápida y automática el funcionamiento del reactor. Las barras absorbentes de neutrones (barras de control que detienen la reacción nuclear en cadena ) se almacenan en canales aislados situados directamente encima de la calandria del reactor y se controlan mediante un circuito lógico de triple canal. Cuando se activan dos de las tres vías del circuito (debido a la detección de la necesidad de una parada de emergencia del reactor), los embragues controlados por corriente continua que mantienen cada barra de control en su posición de almacenamiento se desenergizan. Como resultado, cada barra de control se inserta en la calandria y la producción de calor del reactor se reduce en un 90 % en dos segundos.

Sistema de parada de seguridad 2 (SDS2): El SDS2 también está diseñado para finalizar de forma rápida y automática el funcionamiento del reactor. La solución de nitrato de gadolinio (Gd(NO₃ ₎ ₃ ₎ , un líquido absorbente de neutrones que detiene la reacción nuclear en cadena, se almacena en canales que alimentan conjuntos de boquillas horizontales. Cada boquilla tiene una válvula controlada electrónicamente, todas ellas controladas mediante un circuito lógico de triple canal. Cuando se activan dos de las tres vías del circuito (debido a la detección de la necesidad de una parada de emergencia del reactor), cada una de estas válvulas se abre y la solución de Gd(NO₃ ₎ ₃ _se inyecta a través de las boquillas para mezclarse con el líquido moderador de agua pesada en la vasija del reactor (calandria). Como resultado, la producción de calor del reactor se reduce en un 90 % en dos segundos.

Sistema de reserva de agua (SRA): El SRA consta de un tanque de agua ubicado a gran altura dentro del edificio del reactor. Este tanque proporciona agua para la refrigeración de un reactor de refrigeración de aire comprimido (RAC) que haya sufrido una pérdida de refrigerante (LOCA). El SRA también puede suministrar agua de emergencia (por gravedad) a los generadores de vapor, al sistema moderador, al sistema de refrigeración del escudo o al sistema de transporte de calor de cualquier RAC.

Sistema de suministro de energía de emergencia (EPS): El sistema EPS está diseñado para proporcionar a cada unidad ACR la energía eléctrica necesaria para realizar todas las funciones de seguridad tanto en condiciones operativas como de accidente. Incluye generadores de reserva redundantes y con certificación sísmica, baterías y aparamenta de distribución.

Sistema de agua de refrigeración (SAC): El SAC proporciona toda el agua ligera (H₂O ₎ necesaria para el correcto funcionamiento de los sistemas de seguridad, tanto en condiciones operativas como de accidente. Todas las partes del sistema relacionadas con la seguridad están homologadas sísmicamente y cuentan con divisiones redundantes.

El ACR tiene un factor de capacidad de vida útil planificado superior al 93 %. Esto se logra mediante una frecuencia de paradas planificadas de tres años, con una duración de 21 días y una tasa de paradas forzadas del 1,5 % anual. La separación por cuadrantes permite flexibilidad para el mantenimiento en línea y la gestión de paradas. Un alto grado de automatización en las pruebas del sistema de seguridad también reduce los costos.

Bruce Power consideró la implementación de ACR en 2007 en el oeste de Canadá, tanto para la generación de energía como para la generación de vapor que se utilizaría en el procesamiento de arenas bituminosas . En 2011, Bruce Power decidió no seguir adelante con este proyecto. ^{[ 4 ]}

En 2008, la provincia de Nuevo Brunswick aceptó una propuesta para un estudio de viabilidad de un reactor ACR-1000 en Point Lepreau . Esto dio lugar a una oferta formal por parte del Equipo Candu, integrado por AECL, GE Canada , Hitachi Canada, Babcock & Wilcox Canada y SNC-Lavalin Nuclear, que propuso utilizar un  reactor ACR-1000 de 1085 MWe. Esta oferta no prosperó. Posteriormente, fue reemplazada a mediados de 2010 por una oferta de Areva, que también caducó. ^{[ 2 ]}

AECL estaba comercializando el ACR-1000 como parte del Proceso de Diseño Genérico del Reino Unido, pero se retiró en abril de 2008. El director ejecutivo, Hugh MacDiarmid, declaró: "Creemos firmemente que la mejor manera de asegurar el éxito del ACR-1000 en el mercado global es centrarnos, ante todo, en su consolidación aquí en nuestro país". ^{[ 5 ]}

El ACR-1000 se presentó como parte de la solicitud de propuestas (RFP) de Ontario para la instalación de Darlington B. Finalmente, AECL fue la única empresa en presentar una oferta formal, con una planta ACR-1000 de dos reactores. Las ofertas requerían que se consideraran todas las contingencias por sobrecostos y retrasos en los planes. La oferta resultante fue de 26 mil millones de dólares para un total de 2400  MWe, o más de 10 800 dólares por kilovatio. Esto triplicó lo esperado y se calificó de "sorprendentemente alto". Dado que esta fue la única oferta, el Ministerio de Energía e Infraestructura decidió cancelar el proyecto de expansión en 2009. ^{[ 6 ]}

En 2011, sin perspectivas de venta, el gobierno canadiense vendió la división de reactores de AECL a SNC-Lavalin . En 2014, SNC anunció una asociación con la Corporación Nacional Nuclear de China (CNNC) para apoyar las ventas y la construcción de los diseños CANDU existentes. Entre estos se encontraba un plan para utilizar sus dos reactores CANDU-6 en un esquema de reciclaje bajo el nombre de Reactor CANDU de Combustible Avanzado (AFCR). ^{[ 7 ] [ 8 ]} Sin embargo, estos planes no se llevaron a cabo. Posteriormente, SNC y CNNC anunciaron una colaboración en un Reactor de Agua Pesada, también basado en la tecnología CANDU heredada, y sin relación con el Reactor de Agua Pesada Avanzado que se estaba desarrollando en la India. ^{[ 9 ]}

• Reactor tubular Carolinas-Virginia : un prototipo de reactor de agua pesada alimentado con aproximadamente un 2 % de U235.
• Otros diseños de tercera generación
  • EPR
  • AP1000
  • ESBWR
  • ABWR
  • US-APWR
  • VVER-1200

• Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
• Sociedad Nuclear Canadiense
• Asociación Nuclear Canadiense