El reactor Advanced CANDU (ACR) , o ACR-1000 , es un reactor nuclear de Generación III + diseñado por Atomic Energy of Canada Limited (AECL). Combina las características de los reactores de agua pesada presurizada (PHWR) CANDU existentes con las características de los reactores de agua presurizada enfriados por agua ligera (PWR). De CANDU, toma el moderador de agua pesada , que le da al diseño una economía de neutrones mejorada que le permite quemar una variedad de combustibles. Reemplaza el circuito de enfriamiento de agua pesada por uno que contiene agua ligera convencional, lo que reduce los costos. El nombre se refiere a su potencia de diseño en la clase de 1000 MWe, con una línea de base de alrededor de 1200 MWe. [1]
El ACR-1000 se introdujo como una opción de menor precio en comparación con una versión más grande del CANDU básico que se estaba diseñando, el CANDU 9. El ACR era un poco más grande pero menos costoso de construir y ejecutar. La desventaja era que no tenía la flexibilidad de combustibles que ofrecía el diseño original de CANDU y ya no funcionaría con uranio puro sin enriquecer. Este fue un pequeño precio a pagar dado el bajo costo de los servicios de enriquecimiento y el combustible en general.
AECL presentó una oferta por el ACR-1000 en varias propuestas en todo el mundo, pero no ganó ningún concurso. La última propuesta seria fue la expansión de dos reactores de la Estación de Generación Nuclear de Darlington , pero este proyecto se canceló en 2009 cuando se estimó que el precio era tres veces superior al presupuestado por el gobierno. Sin otras perspectivas de venta, en 2011 la división de diseño de reactores AECL fue vendida a SNC-Lavalin para brindar servicios a la flota CANDU existente. Finalizó el desarrollo del ACR. [2]
Diseño
CANDU
El diseño original de CANDU usaba agua pesada como moderador de neutrones y refrigerante para el circuito de enfriamiento primario. Se creía que este diseño daría como resultado costos operativos generales más bajos debido a su capacidad para usar uranio natural como combustible, eliminando la necesidad de enriquecimiento. En ese momento, se creía que habría cientos y quizás miles de reactores nucleares en funcionamiento para la década de 1980, y en ese caso el costo del enriquecimiento sería considerable.
Además, el diseño utilizó secciones presurizadas y no presurizadas, esta última conocida como "calandria", que se creía que reduciría los costos de construcción en comparación con los diseños que usaban núcleos altamente presurizados. A diferencia de los diseños típicos de agua ligera, CANDU no requería un solo recipiente a presión grande, que era una de las partes más complejas de otros diseños. Este diseño también permitió que se repostara mientras estaba en funcionamiento, mejorando el factor de capacidad , una métrica clave en el rendimiento general.
Sin embargo, el uso de uranio natural también significó que el núcleo era mucho menos denso en comparación con otros diseños, y mucho más grande en general. Se esperaba que este costo adicional se compensara con menores costos de capital en otros elementos, así como menores costos operativos. La compensación clave fue el costo del combustible, en una era en la que el combustible de uranio enriquecido era limitado y costoso y se esperaba que su precio aumentara considerablemente para los años ochenta.
En la práctica, estas ventajas no funcionaron. Los altos costos de combustible esperados nunca llegaron a ser; cuando la construcción del reactor se estancó en alrededor de 200 unidades en todo el mundo, en lugar de las miles esperadas, los costos del combustible se mantuvieron estables ya que había una amplia capacidad de enriquecimiento para la cantidad de combustible que se usaba. Esto dejó a CANDU en la inesperada posición de venderse principalmente por la falta de necesidad de enriquecimiento y la posibilidad de que esto presentara un menor riesgo de proliferación nuclear .
ACR
ACR aborda los altos costos de capital del diseño CANDU principalmente mediante el uso de combustible de uranio de bajo enriquecimiento (LEU). Esto permite que el núcleo del reactor se construya de forma mucho más compacta, aproximadamente la mitad que una CANDU de la misma potencia. Además, reemplaza el refrigerante de agua pesada en la sección de alta presión de la calandria con agua "ligera" convencional. Esto reduce en gran medida la cantidad de agua pesada necesaria y el costo del circuito de refrigerante primario. El agua pesada permanece en la sección de baja presión de la calandria, donde es esencialmente estática y se usa solo como moderadora.
Los dispositivos de seguridad y regulación de la reactividad se encuentran dentro del moderador de baja presión. El ACR también incorpora características del diseño CANDU, incluido el reabastecimiento de combustible en potencia con el combustible CANFLEX ; una larga vida útil de los neutrones rápidos ; pequeña retención de reactividad; dos sistemas de apagado de seguridad rápidos e independientes; y un sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia.
El haz de combustible es una variante del diseño CANFLEX de 43 elementos (CANFLEX-ACR). El uso de combustible LEU con un elemento central de absorción de neutrones permite la reducción del coeficiente de reactividad del vacío del refrigerante a un valor nominalmente pequeño y negativo. También da como resultado una operación de quemado más alta que los diseños CANDU tradicionales.
Sistemas de seguridad
El diseño del ACR-1000 actualmente requiere una variedad de sistemas de seguridad, la mayoría de los cuales son derivados evolutivos de los sistemas utilizados en el diseño del reactor CANDU 6. Cada ACR requiere que tanto SDS1 como SDS2 estén en línea y en pleno funcionamiento antes de que funcionen a cualquier nivel de potencia. [3]
Sistema de parada de seguridad 1 (SDS1): SDS1 está diseñado para terminar rápida y automáticamente el funcionamiento del reactor. Las barras absorbentes de neutrones (barras de control que detienen la reacción en cadena nuclear ) se almacenan dentro de canales aislados ubicados directamente encima de la vasija del reactor (calandria) y se controlan mediante un circuito lógico de triple canal. Cuando se activan 2 de las 3 rutas del circuito (debido a la detección de la necesidad de un disparo de emergencia del reactor), los embragues controlados por corriente continua que mantienen cada barra de control en la posición de almacenamiento se desactivan. El resultado es que cada barra de control se inserta en la calandria y la producción de calor del reactor se reduce en un 90% en 2 segundos.
Sistema de parada de seguridad 2 (SDS2): SDS2 también está diseñado para terminar rápida y automáticamente el funcionamiento del reactor. La solución de nitrato de gadolinio (Gd (NO 3 ) 3 ), un líquido absorbente de neutrones que detiene la reacción en cadena nuclear, se almacena dentro de los canales que alimentan los conjuntos de boquillas horizontales. Cada boquilla tiene una válvula controlada electrónicamente, todas las cuales se controlan a través de un circuito lógico de tres canales. Cuando se activan 2 de las 3 rutas del circuito (debido a la detección de la necesidad de un disparo de emergencia del reactor), cada una de estas válvulas se abre y la solución de Gd (NO 3 ) 3 se inyecta a través de las boquillas para mezclarla con el líquido moderador de agua pesada. en la vasija del reactor (calandria). El resultado es que la producción de calor del reactor se reduce en un 90% en 2 segundos.
Sistema de reserva de agua (RWS): El RWS consiste en un tanque de agua ubicado a gran altura dentro del edificio del reactor. Esto proporciona agua para usar en la refrigeración de un ACR que ha sufrido un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). El RWS también puede proporcionar agua de emergencia (a través de alimentación por gravedad) a los generadores de vapor, el sistema moderador, el sistema de enfriamiento del escudo o el sistema de transporte de calor de cualquier ACR.
Sistema de suministro de energía de emergencia (EPS): el sistema EPS está diseñado para proporcionar a cada unidad ACR la energía eléctrica necesaria para realizar todas las funciones de seguridad tanto en condiciones operativas como de accidentes. Contiene generadores de reserva redundantes, sísmicamente calificados, baterías y aparamenta de distribución.
Sistema de agua de refrigeración (CWS): El CWS proporciona toda el agua ligera (H 2 O) necesaria para realizar todas las funciones relacionadas con el sistema de seguridad tanto en condiciones de funcionamiento como de accidentes. Todas las partes del sistema relacionadas con la seguridad están calificadas sísmicamente y contienen divisiones redundantes. [ cita requerida ]
Costo operacional
El ACR tiene un factor de capacidad de vida útil planificado superior al 93%. Esto se logra mediante una frecuencia de interrupción planificada de tres años, con una duración de interrupción planificada de 21 días y un 1,5% por año de interrupción forzada. La separación de cuadrantes permite flexibilidad para el mantenimiento en línea y la gestión de interrupciones. Un alto grado de automatización de las pruebas del sistema de seguridad también reduce los costos.
Prospectos
Bruce Power consideró ACR en 2007 para su implementación en el oeste de Canadá, tanto para la generación de energía como para la generación de vapor que se utilizará en el procesamiento de arenas bituminosas . En 2011, Bruce Power decidió no seguir adelante con este proyecto. [4]
En 2008, la provincia de New Brunswick aceptó una propuesta de estudio de viabilidad para un ACR-1000 en Point Lepreau . Esto llevó a una oferta formal por parte del Equipo Candu, que consta de AECL, GE Canadá , Hitachi Canadá, Babcock & Wilcox Canadá y SNC-Lavalin Nuclear, que propuso utilizar un ACR-1000 de 1085 MWe. No salió nada más de esta oferta. Posteriormente fue reemplazada por una oferta de mediados de 2010 por Areva, una oferta que también caducó. [2]
AECL comercializaba el ACR-1000 como parte del proceso de diseño genérico del Reino Unido, pero se retiró en abril de 2008. Se cita al director ejecutivo Hugh MacDiarmid diciendo: "Creemos firmemente que nuestro mejor curso de acción para garantizar que el ACR-1000 tenga éxito en el mercado global debe centrarse ante todo en establecerlo aquí en casa ". [5]
El ACR-1000 se presentó como parte de la solicitud de propuesta (RFP) de Ontario para la instalación de Darlington B. En última instancia, AECL fue la única empresa que presentó una oferta formal, con una planta ACR-1000 de dos reactores. Las licitaciones requerían que todas las contingencias por exceso de tiempo y presupuesto se consideraran en los planes. La oferta resultante fue de $ 26 mil millones para un total de 2,400 MWe, o más de $ 10,800 por kilovatio. Esto fue tres veces más de lo que se esperaba, y se calificó de "sorprendentemente alto". Como era la única oferta, el Ministerio de Energía e Infraestructura decidió cancelar el proyecto de ampliación en 2009. [6]
En 2011, sin perspectivas de ventas, el gobierno canadiense vendió la división de reactores de AECL a SNC-Lavalin . En 2014, SNC anunció una asociación con China National Nuclear Corporation (CNNC) para respaldar las ventas y la construcción de los diseños CANDU existentes. Entre estos se encuentra el plan de China de utilizar sus dos reactores CANDU-6 en un esquema de reciclaje bajo el nombre de Reactor CANDU de Combustible Avanzado (AFCR). [7] [8]
Ver también
- Reactor de tubo Carolinas – Virginia : un prototipo de reactor de agua pesada alimentado con ~ 2% de U235
- Otros diseños Gen III
- EPR
- AP1000
- ESBWR
- ABWR
- US-APWR
Referencias
- ^ "Reactores CANDU - ACR-1000" . Archivado desde el original el 1 de agosto de 2013 . Consultado el 24 de marzo de 2013 .
- ^ a b "Energía nuclear en Canadá" . Asociación Nuclear Mundial . Septiembre de 2016.
- ^ CANDU 6 - Safety Systems - Special Safety Systems Archivado el 27 de septiembre de 2007 en la Wayback Machine.
- ^ "Bruce Power no procederá con la opción nuclear en Alberta" . Bruce Power . Archivado desde el original el 27 de junio de 2013 . Consultado el 11 de octubre de 2013 .
- ^ Fineren, Daniel (7 de abril de 2008). "AECL de Canadá se retira del estudio del reactor nuclear del Reino Unido" . Reuters .
- ^ Hamilton, Tyler (14 de julio de 2009). "El costo de $ 26B mató la oferta nuclear" . Toronto Star .
- ^ Marotte, Bertrand (22 de septiembre de 2016). "SNC-Lavalin llega a un acuerdo para construir reactores nucleares en China" . El globo y el correo .
- ^ Hore-Lacy, Ian (11 de noviembre de 2014). "El AFCR y el ciclo del combustible de China" . Noticias nucleares mundiales .
enlaces externos
- Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
- Sociedad Nuclear Canadiense
- Asociación Nuclear Canadiense