Reactoare nucleare cu apă grea presurizată – CANDU

(Stația de generare nucleară de la Bruce, care exploatează opt reactoare CANDU, este cea mai mare centrală nucleară din lume.)

Un reactor cu apă grea sub presiune (pressurized heavy-water reactor, PHWR) este un reactor nuclear, care în mod obișnuit utilizează pentru combustibil uraniul natural neîmbogățit, care folosește ca agent de răcire și moderator de neutroni apa grea (oxid de deuteriu D₂O). Răcitorul cu apă grea este menținut sub presiune, permițându-i să fie încălzit la temperaturi mai ridicate fără fierbere, la fel ca într-un reactor cu apă sub presiune. Deși apa grea este mult mai scumpă decât apa obișnuită, ea creează o economie neutronică sporită, permițând reactorului să funcționeze fără facilități de îmbogățire a combustibilului (compensând cheltuielile suplimentare ale apei grele) și sporind capacitatea reactorului de a utiliza cicluri alternative de combustibil. La începutul anului 2001 au funcționat 31 de centrale nucleare răcite și moderate cu apă, având o capacitate totală de 16,5 GW(e), reprezentând aproximativ 7,76% din numărul și 4,7% din generarea capacității tuturor reactoarelor actuale de funcționare.

Scopul utilizării apei grele

Cheia pentru menținerea unei reacții nucleare în cadrul unui reactor nuclear este de a folosi neutronii eliberați în timpul fisiunii pentru a stimula fisiunea în alte nuclee. Cu un control atent asupra geometriei și ratelor de reacție, aceasta poate duce la o reacție în lanț auto-susținută, o stare cunoscută drept „critică”.

Uraniul natural constă dintr-un amestec de izotopi diferiți, în principal ²³⁸U și o cantitate mult mai mică (aproximativ 0,72% în greutate) de ²³⁵U. ²³⁸U poate fi fuzionat numai de neutroni care sunt relativ energici, de aproximativ 1 MeV sau mai sus. Nici o cantitate de ²³⁸U nu poate fi făcută „critică”, deoarece va avea tendința să absoarbă parazitar mai mulți neutroni decât se eliberează prin procesul de fisiune. ²³⁵U, pe de altă parte, poate susține o reacție în lanț auto-susținută, dar datorită abundenței naturale scăzute a ²³⁵U, uraniul natural nu poate obține criticitatea în sine.

„Trucul” de a face un reactor care să funcționeze alimentat de uraniu natural sau cu un grad scăzut de îmbogățire a uraniului, este de a încetini suficient de mult neutronii până la punctul în care probabilitatea lor de a provoca fisiune nucleară la ²³⁵U crește la un nivel care permite o reacție în lanț susținută în întreg uraniul. Acest lucru necesită utilizarea unui moderator de neutroni, care absoarbe o parte din energia cinetică a neutronilor, încetinind-o până la o energie comparabilă cu energia termică a nucleelor ​​moderatoare (care conduc la terminologia „neutronilor termici” și „reactoare termice” ). În timpul acestui proces de încetinire este utilă separarea fizică a neutronilor de uraniu, deoarece nucleele de ²³⁸U au o afinitate enormă parazită pentru neutroni în acest interval de energie intermediar (o reacție cunoscută sub numele de absorbție de „rezonanță”). Acesta este un motiv fundamental pentru proiectarea reactoarelor cu combustibil solid discret separate de moderator, mai degrabă decât utilizarea unui amestec mai omogen de cele două materiale.

Apa este un moderator excelent; atomii de hidrogen din moleculele de apă sunt foarte aproape ca masă de un singur neutron, iar coliziunea are astfel un transfer de impuls foarte eficient, similar conceptual cu coliziunea a două bile de biliard. Cu toate acestea, în ciuda faptului că este un moderator bun, apa este relativ eficientă la absorbția neutronilor. Apa ca moderator va absorbi atât de mulți neutroni încât vor rămâne prea puțini pentru a reacționa cu cantitatea mică de ²³⁵U din combustibil, împiedicând astfel criticitatea uraniului natural. În schimb, pentru a alimenta un reactor cu apă ușoară, trebuie mai întâi să se mărească cantitatea de ²³⁵U în uraniu, producând uraniu îmbogățit, care conține în general între 3% și 5% 235 U în greutate (deșeurile din acest proces sunt cunoscute ca fiind uraniu epuizat, constând în principal din ²³⁸U). În această formă îmbogățită există destul ²³⁵U pentru a reacționa cu neutronii moderați de apă pentru a menține criticitatea.

O complicație a acestei abordări este necesitatea instalațiilor de îmbogățire a uraniului, care sunt, în general, costisitoare de construit și de exploatat. Acestea prezintă, de asemenea, o preocupare privind proliferarea nucleară; aceleași sisteme folosite pentru a îmbogăți ²³⁵U pot fi, de asemenea, folosite pentru a produce un material mult mai „pur” pentru arme de calitate (90% sau mai mult ²³⁵U), potrivit pentru producerea unei arme nucleare. Acesta nu este un exercițiu banal prin orice mijloace, însă este suficient de fezabil ca facilitățile de îmbogățire să prezinte un risc semnificativ de proliferare nucleară.

O soluție alternativă la această problemă este folosirea unui moderator care nu absorb neutronii la fel de ușor ca apa. În acest caz, potențialul tuturor neutronilor eliberați poate fi moderat și utilizat în reacții cu ²³⁵U, caz în care există suficient ²³⁵U în uraniu natural pentru a susține criticitatea. Un astfel de moderator este apa grea sau oxidul de deuteriu. Deși reacționează dinamic cu neutronii într-o manieră asemănătoare cu cea a apei ușoare (deși cu un transfer redus de energie în medie, dat fiind că hidrogenul greu sau deuteriul este de aproximativ două ori mai mare decât masa hidrogenului), el are deja neutronul suplimentar pe care apa ușoară tinde în mod normal să îl absoarbă.

Avantaje și dezavantaje

Utilizarea apei grele ca moderator este cheia sistemului PHWR (reactor de apă grea presurizată), care permite utilizarea uraniului natural drept combustibil (sub formă de UO² ceramic), ceea ce înseamnă că acesta poate fi acționat fără facilități de îmbogățire scumpe pentru uraniu. Aranjamentul mecanic al PHWR, care plasează cea mai mare parte a moderatorului la temperaturi mai scăzute, este deosebit de eficient deoarece neutronii termici rezultați sunt „mai termici” decât în ​​cazul modelelor tradiționale, unde moderatorul este în mod normal mult mai fierbinte. Aceste caracteristici înseamnă că un PHWR poate utiliza uraniu natural și alți combustibili și îl face mai eficient decât reactoarele de apă ușoară (LWR).

Reactoarele cu apă grea sub presiune au unele dezavantaje. Apa grea costă, în general, sute de dolari pe kilogram, deși acesta este un compromis față de costurile reduse ale combustibilului. Conținutul redus energetic al uraniului natural în comparație cu uraniul îmbogățit necesită înlocuirea mai frecventă a combustibilului; acest lucru este în mod normal realizat prin utilizarea unui sistem de realimentare în timpul funcționării. Rata crescută a mișcării combustibilului prin reactor are ca rezultat, de asemenea, volume mai mari de combustibil uzat decât în ​​LWR care utilizează uraniu îmbogățit. Cu toate acestea, deoarece combustibilul de uraniu neîmbogățit acumulează o densitate mai mică a produselor de fisiune decât combustibilul îmbogățit cu uraniu, acesta generează mai puțină căldură, permițând astfel o depozitare mai compactă.

Emisiile de tritiu

Tritiul este o formă radioactivă de hidrogen (H-3), cu un timp de înjumătățire de 12,3 ani. Este produs în cantități mici în natură (aproximativ 4 kg/an la nivel global), prin interacțiuni de raze cosmice în atmosfera superioară. Tritiul este considerat un radionuclid slab datorită emisiilor sale radioactive cu energie redusă (energie de particule beta până la 18,6 keV). Particulele beta se deplasează 6 mm în aer și penetrează pielea doar până la 6 micrometri. Timpul de înjumătățire biologic al tritiului inhalat, ingerat sau absorbit este de 10-12 zile.

Tritiul este generat în combustibilul tuturor reactoarelor; reactoarele CANDU generează tritiu și în lichidul de răcire și în moderator, datorită captării neutronilor în hidrogenul greu. O parte din tritiu scapă în izolare și, în general, este recuperat; un procent mic (aproximativ 1%) scapă de izolare și este considerat o emisie de rutină radioactivă (de asemenea, mai mare decât de la un LWR de dimensiuni comparabile). Funcționarea responsabilă a unei instalații CANDU include, prin urmare, monitorizarea tritiului în mediul înconjurător (și publicarea rezultatelor).

În unele reactoare CANDU, tritiul este extras periodic. Emisiile tipice ale instalațiilor CANDU din Canada sunt mai mici de 1% din limita națională de reglementare, care se bazează pe orientările Comisiei Internaționale pentru Protecția Radiologică (ICRP) (de exemplu, concentrația maximă permisă în apă potabilă pentru tritiu în Canada, 7000 Bq/L , corespunde cu 1/10 din limita de doză a ICRP). Emisiile de tritiu din alte instalații CANDU sunt la fel de scăzute.

În general, există controverse publice importante cu privire la emisiile radioactive provenite de la centralele nucleare, iar pentru fabricile CANDU una dintre preocupările principale este tritiul. În 2007, Greenpeace a criticat emisiile de tritiu din centralele nucleare canadiene de Ian Fairlie. Acest raport a fost criticat la rândul lui de Richard Osborne.

Reactorul CANDU

(Diagrama schematică a unui reactor CANDU: zonele      calde și      reci ale buclei principale de apă grea; zonele      fierbinți și      reci ale buclei secundare de apă ușoară; și      moderatorul de răcire cu apă grea în calandria, împreună cu barele de reglare parțial introduse (cum sunt cunoscute barele de control CANDU.

1. Pachet de combustibil
2. Calandria (nucleul reactorului)
3. Bare de ajustare
4. Rezervor de presiune al apei grele
5. Generator de aburi
6. Pompă de apă ușoară
7. Pompă de apă grea
8. Mașini de alimentare
9. Moderator de apă grea
10. Tub de presiune
11. Aburul care merge la turbina cu aburi
12. Apă răcită care revine din turbină
13. Incintă de retenție din beton armat)

CANDU (Canada Deuterium Uranium) este un tip de reactor canadian cu apă grea sub presiune, folosit pentru a genera energie electrică. Acronimul se referă la moderatorul său de oxid de deuteriu (apă grea) și la utilizarea combustibilului de uraniu (inițial natural). Reactoarele CANDU au fost dezvoltate pentru prima oară la sfârșitul anilor 1950 și 1960 printr-un parteneriat între AECL, Comisia pentru Energie Electrică din Ontario, Canadian General Electric și alte companii.

Au existat două tipuri majore de reactoare CANDU, proiectul inițial de aproximativ 500 MWe care a fost destinat utilizării în instalații cu mai multe reactoare în instalații mari, și CANDU 6 raționalizat în clasa de 600 MWe care a fost conceput pentru a fi utilizat în unități sinhulare de sine stătătoare independente sau în instalații mici cu mai multe unități. Unitățile CANDU 6 au fost construite în Quebec și New Brunswick, precum și în Pakistan, Argentina, Coreea de Sud, România și China. Un singur exemplu de design non-CANDU 6 a fost vândut în India. Designul cu mai multe unități a fost utilizat numai în Ontario, Canada, și a crescut în dimensiune și putere, deoarece mai multe unități au fost instalate în provincie, atingând ~ 880 MWe în unitățile instalate la stația de generare nucleară Darlington. Un efort de a raționaliza unitățile mai mari într-o manieră similară cu CANDU 6 a dus la efortul CANDU 9.

Până la începutul anilor 2000, perspectivele de vânzări pentru modelele originale CANDU au scăzut datorită introducerii unor modele mai noi de la alte companii. AECL a răspuns prin anularea dezvoltării CANDU 9 și trecerea la proiectarea reactorului Advanced CANDU (ACR). ACR nu a reușit să găsească niciun cumpărător; ultima vânzare potențială a fost pentru o expansiune la Darlington, dar aceasta a fost anulată în 2009. În octombrie 2011, guvernul federal canadian a acordat licența pentru proiectul CANDU pentru Candu Energy (o filială deținută integral de SNC-Lavalin), care a achiziționat și fostul reactor dezvoltare și marketing a AECL la acel moment. Candu Energy oferă servicii de asistență pentru site-urile existente și completează instalații anterioare staționate în România și Argentina printr-un parteneriat cu China National Nuclear Corporation. S-au încheiat tranzacții de vânzări pentru noile reactoare, împreună cu lucrările de proiectare pentru CANDU și ACR.

Un contract de licențiere cu România a fost semnat în 1977, vânzând proiectul CANDU 6 pentru 5 milioane de dolari pentru fiecare reactor pentru primele patru reactoare și apoi 2 milioane de dolari fiecare pentru următoarele doisprezece. În plus, companiile canadiene ar furniza o cantitate diferită de echipamente pentru reactoare, aproximativ 100 de milioane de dolari din prețul primului etalon al unui reactor de 800 de milioane de dolari, și apoi va scade în timp. În 1980, Nicolae Ceaușescu a cerut o modificare pentru a furniza bunuri în loc de numerar. Problemele economice din țară s-au înrăutățit pe parcursul fazei de construcție. Primul reactor al Centralei Nucleare de la Cernavodă a intrat în funcțiune abia în aprilie 1996, la un deceniu de la începutul lui decembrie 1985. Au fost alocate împrumuturi suplimentare pentru finalizarea celui de-al doilea reactor, care a fost disponibil din noiembrie 2007.

Centrala Nucleară de la Cernavodă

(Centrala Nucleară de la Cernavodă.)

Centrala Nucleară de la Cernavodă produce aproximativ 20% din energia electrică a țării. Foloseste tehnologia reactorului CANDU de la AECL, folosind apa grea produsa la Drobeta-Turnu Severin ca moderator de neutroni si apa din canalul Dunăre – Marea Neagră pentru răcire.

Prin utilizarea energiei nucleare, România își poate reduce emisiile de gaze cu efect de seră cu peste 10 milioane de tone în fiecare an.

Centrala a fost proiectată în Canada de către Atomic Energy of Canada Limited în anii 1980 și a fost contractată în perioada comunistă. Planul inițial a fost acela de a construi cinci unități. Unitățile 1 și 2 sunt în prezent operaționale. Trei reactori CANDU parțial finalizați există pe același amplasament, parte a unui proiect întrerupt la căderea regimului Ceaușescu.

CNE-INVEST este responsabil pentru conservarea unităților 3-5.

Reactoarele

Unitatea 1

Unitatea 1, de tip CANDU 6, a fost finalizată în 1996 și produce 705,6 MW de energie electrică.

A fost comandat și a început să funcționeze la putere maximă în 1996 și a avut factori de capacitate record de 90% din 2005.

Unitatea 2

Un consorțiu al AECL și Ansaldo Nucleare din Italia, alături de Nuclearelectrica (SNN) SA, utilitatea publică nucleară a României, a fost contractat în 2003 pentru a gestiona construcția centralei electrice parțial finalizate a 2-a și pentru punerea ei în funcțiune.

Patru ani mai târziu, unitatea 2, un alt reactor CANDU 6, a ajuns la criticitate la data de 6 mai 2007 și a fost conectat la rețeaua națională la 7 august. A început să funcționeze la capacitate maximă la 12 septembrie 2007, producând de asemenea 706 MW.

Incidente

• Pe 8 aprilie 2009, cel de-al doilea reactor al CNE Cernavodă din România a fost oprit din cauza unei defecțiuni care a condus la întreruperi electrice.
• Pe 30 mai 2009, unitatea 1 a CNE Cernavodă a României a fost oprită în urma unei fisuri la conducta de apă. Cea de-a doua unitate a CNE Cernavodă a fost supusă unei revizii, astfel că nu a produs energie electrică.
• Pe 16 ianuarie 2010, prima unitate a fost oprită datorită unor scurgeri de aburi.