Канадалық ауыр су реакторы және шағын модулдік реакторлар

Кіріспе

Канадалық ауыр су ядролық реакторының дизайны

CANDU (Canada Deuterium Uranium) – электр қуатын өндіруге қолданылатын канадалық қысымды ауыр су реакторының дизайны. Ол шағын модульді реакторларды дамытуға бағытталған. Осыған жауап ретінде SNC Lavalin компаниясы CANDU SMR 300 МВт электр қуатымен жұмыс істейтін нұсқасын әзірледі және оны өз веб-сайтында жариялай бастады. 2020 жылы CANDU SMR канадалық демонстрациялық жобаның одан әрі жобалау жұмыстарына іріктелмеді. SNC Lavalin компаниясы климаттың өзгеруіне қарсы күрестің күшейе түсуіне байланысты күтілетін сұранысқа байланысты 300 МВт SMR-ді тағы да нарыққа шығару мүмкіндігін қарастырып жатыр.

Құрылымы мен жұмыс істеуі

CANDU конструкциясының негізгі жұмысы басқа ядролық реакторларға ұқсас. Реактордың активтік аймағындағы бөліну реакциялары біріншілік салқындату контурындағы қысыммен суды қыздырады. Жылу алмастырғыш, сондай-ақ бу генераторы деп аталатын құрылғы, жылуды екіншілік салқындату контурына береді, ол электр генераторы қосылған бу турбинасын қуаттайды (әдеттегі Ранкин термодинамикалық циклы үшін). Турбиналардан шыққан бу содан кейін суытылып, конденсацияланып, бу генераторына қоректік су ретінде қайтарылады. Соңғы салқындату көбінесе көл, өзен немесе мұхит сияқты жақын жердегі су көзінен алынатын салқындату суын пайдаланады. Онтарио штатының Торонто қаласына жақын орналасқан Дарлингтон ядролық электр станциясы сияқты жаңа CANDU станциялары, жылы шығарылатын суды үлкен көлемге тарату үшін диффузорды қолданады және осының нәтижесінде қоршаған ортаға тигізетін әсерді азайтады. Барлық CANDU станцияларының бүгінгі күнгі жұмысы ашық циклды салқындату жүйесіне негізделгенімен, қазіргі заманғы CANDU конструкциялары салқындату мұнараларын пайдалануға қабілетті. CANDU конструкциясының көптеген басқа конструкциялардан ерекшелігі – бөлінетін активтік аймақ ерекшеліктері мен біріншілік салқындату контурының ерекшеліктері. Табиғи уран негізінен уран-238 қоспасынан, аз мөлшерде уран-235 және басқа изотоптардың іздерінен тұрады. Бұл элементтердегі бөліну процесі жоғары энергиялы нейтрондарды босатады, бұл отынның басқа 235U атомдарын да бөлінуге итермелейді. Бұл процесс нейтрон энергиясы реакциялардың табиғи түрде бөлінетін энергиясынан әлдеқайда төмен болған кезде тиімдірек болады. Көптеген реакторлар нейтрондардың энергиясын төмендету немесе оларды «термалдандыру» үшін нейтрондық баяулағыштың әртүрлі түрлерін қолданады, бұл реакцияны тиімдірек етеді. Нейтрондар баяулау процесінде жоғалтқан энергиясы баяулағышты қыздырады, ал бұл жылу энергияны өндіруге пайдаланылады. Көптеген коммерциялық реакторлардың конструкциясында қалыпты су баяулағыш ретінде қолданылады. Су кейбір нейтрондарды сіңіреді, сондықтан реакцияны табиғи уранмен жалғастыру мүмкін емес. CANDU бұл «жеңіл» суды ауыр сумен ауыстырады. Ауыр судың қосымша нейтроны оның артық нейтрондарды сіңіру қабілетін азайтады, нәтижесінде нейтрондық тиімділік артады. Бұл CANDU-ға байытылмаған табиғи уранмен немесе плутоний және торий сияқты басқа да көптеген материалдармен араластырылған уранмен жұмыс істеуге мүмкіндік береді. Бұл CANDU конструкциясының маңызды мақсаты болды; табиғи уранды пайдалану арқылы байыту шығындары жойылады. Бұл сондай-ақ ядролық қару тарату тұрғысынан да артықшылықты білдіреді, өйткені байыту объектілері қажет емес, олар қару жасау үшін де қолданылуы мүмкін.

The basic operation of the CANDU design is similar to other nuclear reactors. Fission reactions in the reactor core heat pressurized water in a primary cooling loop. A heat exchanger, also known as a steam generator, transfers the heat to a secondary cooling loop, which powers a steam turbine with an electric generator attached to it (for a typical Rankine thermodynamic cycle). The exhaust steam from the turbines is then cooled, condensed and returned as feedwater to the steam generator. The final cooling often uses cooling water from a nearby source, such as a lake, river, or ocean. Newer CANDU plants, such as the Darlington Nuclear Generating Station near Toronto, Ontario, use a diffuser to spread the warm outlet water over a larger volume and limit the effects on the environment. Although all CANDU plants to date have used open cycle cooling, modern CANDU designs are capable of using cooling towers instead. Where the CANDU design differs from most other designs is in the details of the fissile core and the primary cooling loop. Natural uranium consists of a mix of mostly uranium 238 with small amounts of uranium 235 and trace amounts of other isotopes. Fission in these elements releases high energy neutrons, which can cause other 235U atoms in the fuel to undergo fission as well. This process is much more effective when the neutron energies are much lower than what the reactions release naturally. Most reactors use some form of neutron moderator to lower the energy of the neutrons, or "thermalize" them, which makes the reaction more efficient. The energy lost by the neutrons during this moderation process heats the moderator, and this heat is extracted for power. Most commercial reactor designs use normal water as the moderator. Water absorbs some of the neutrons, enough that it is not possible to keep the reaction going in natural uranium. CANDU replaces this "light" water with heavy water. Heavy water's extra neutron decreases its ability to absorb excess neutrons, resulting in a better neutron economy. This allows CANDU to run on unenriched natural uranium, or uranium mixed with a wide variety of other materials such as plutonium and thorium. This was a major goal of the CANDU design; by operating on natural uranium the cost of enrichment is removed. This also presents an advantage in nuclear proliferation terms, as there is no need for enrichment facilities, which might also be used for weapons.

Каландра мен отынның құрылысы

Кәдімгі жеңіл су реакторының (ЖЖР) жобаларында бүкіл бөлінуге қабілетті ядро үлкен қысымды ыдысқа орналастырылады. Салқындатқыш бірлігімен алынатын жылу мөлшері температураға байланысты; ядроны қысымға түсіру арқылы су қайнағанға дейін әлдеқайда жоғары температураға дейін қыздырылуы мүмкін, осылайша көбірек жылу алынып, ядро кішкентай және тиімді болуына мүмкіндік туады. Қажетті өлшемдегі қысымды ыдысты жасау елеулі қиындық тудырады, ал CANDU жобаланған кезде Канаданың ауыр өнеркәсібінде реакторлық қысымды ыдыстарды құю және өңдеу үшін қажетті тәжірибе мен мүмкіндіктер жетіспеді. Бұл мәселе табиғи уран отынының төмен бөліну тығыздығымен күшейтіледі, ол үлкен реакторлық ядроны қажет етеді. Бұл мәселе соншалықты маңызды болды, тіпті салыстырмалы түрде кішкентай қысымды ыдыс бастапқыда NPD-де пайдалануға жоспарланған, бірақ оның орта құрылымын қайта жобалаудан бұрын оны ел ішінде жасау мүмкін болмады және Шотландияда өндіруге тура келді. Коммерциялық масштабтағы ауыр сумен жұмыс істейтін реакторлар үшін қажетті өлшемдегі қысымды ыдыстарды өндіру технологиясын ел ішінде дамыту өте қиын деп есептелді. CANDU-да шамамен 10 см диаметріндегі отын шоғырлары көптеген кішкентай металл түтіктерден тұрады. Шоғырлар үлкен ыдыстағы қысымды түтіктерде орналасқан, онда қосымша ауыр су тек модератор ретінде ғана қызмет етеді. Бұл үлкен ыдыс каландр деп аталады, ол қысымға түспейді және температурасы төмен болады, сондықтан оны жасау оңайырақ. Қысымды түтіктерден жылу қоршаған модераторға кетіп қалмауы үшін әрбір қысымды түтік каландр түтігімен жабылады. Екі түтік арасындағы кеңістіктегі көмірқышқыл газы оқшаулағыш ретінде жұмыс істейді. Модератор резервуары сонымен қатар қосымша қауіпсіздік функциясын қамтамасыз ететін үлкен жылу жинағыш ретінде де қызмет етеді. Кәдімгі қысымды су реакторында жүйеге отын құю үшін ядроны тоқтату және қысымды ыдысты ашу қажет. CANDU-да отын құйылатын бір ғана түтіктің қысымын төмендету жеткілікті. Бұл CANDU жүйесін тоқтатпай, үздіріссіз отынмен қамтамасыз етуге мүмкіндік береді, бұл маңызды жобалау мақсатының бірі. Қазіргі заманғы жүйелерде екі робот реактор бетіне бекітіліп, қысымды түтіктердің соңғы қақпақтарын ашады. Бір машина жаңа отынды итеріп кіргізеді, ал тозығы жеткен отын сыртқа шығарылып, екінші жағынан жиналады. Онлайн отын құюдың маңызды операциялық артықшылығы – істен шыққан немесе ағып жатқан отын шоғыры анықталғаннан кейін ядродан алынып тасталуы мүмкін, бұл бастапқы салқындату контурындағы радиация деңгейін азайтады. Әрбір отын шоғыры уран тотығы отынымен (отын элементтері) толтырылған жұқа түтіктерден құралған цилиндр болып табылады. Ескі жобаларда шоғырларда 28 немесе 37 жарты метрлік отын элементтері болды, ал 12–13 мұндай жиынтықтар қысымды түтікшеде біріне бірі тіркесіп жатты. Жаңа CANFLEX шоғырында 43 отын элементі бар, екі түрлі өлшемде (осылайша ең ыстық отын элементтерін балқытпай қуаттылық деңгейін арттыруға болады). Оның диаметрі шамамен, ұзындығы, салмағы шамамен, және ол 37 элементтік шоғырды ауыстыруға арналған. Нейтрондар шоғырлар арасында еркін өтуі үшін түтіктер мен шоғырлар нейтронға өткізгіш циркалойдан (цирконий + 2,5% салмақтық ниобий) жасалады.

In conventional light water reactor (LWR) designs, the entire fissile core is placed in a large pressure vessel. The amount of heat that can be removed by a unit of a coolant is a function of the temperature; by pressurizing the core, the water can be heated to much greater temperatures before boiling, thereby removing more heat and allowing the core to be smaller and more efficient. Building a pressure vessel of the required size is a significant challenge, and at the time of the CANDU's design, Canada's heavy industry lacked the requisite experience and capability to cast and machine reactor pressure vessels of the required size. This problem is amplified by natural uranium fuel's lower fissile density, which requires a larger reactor core. This issue was so major that even the relatively small pressure vessel originally intended for use in the NPD prior to its mid construction redesign could not be fabricated domestically and had to be manufactured in Scotland instead. Domestic development of the technology required to produce pressure vessels of the size required for commercial scale heavy water moderated power reactors was thought to be very unlikely. In CANDU the fuel bundles of about 10 cm diameter are composed of many smaller metal tubes. The bundles are contained in pressure tubes within a larger vessel containing additional heavy water acting purely as a moderator. This larger vessel, known as a calandria, is not pressurized and remains at much lower temperatures, making it much easier to fabricate. In order to prevent the heat from the pressure tubes from leaking into the surrounding moderator, each pressure tube is enclosed in a calandria tube. Carbon dioxide gas in the gap between the two tubes acts as an insulator. The moderator tank also acts as a large heat sink that provides an additional safety feature. In a conventional pressurized water reactor, refuelling the system requires to shut down the core and to open the pressure vessel. In CANDU, only the single tube being refuelled needs to be depressurized. This allows the CANDU system to be continually refuelled without shutting down, another major design goal. In modern systems, two robotic machines attach to the reactor faces and open the end caps of a pressure tube. One machine pushes in the new fuel, whereby the depleted fuel is pushed out and collected at the other end. A significant operational advantage of online refuelling is that a failed or leaking fuel bundle can be removed from the core once it has been located, thus reducing the radiation levels in the primary cooling loop. Each fuel bundle is a cylinder assembled from thin tubes filled with ceramic pellets of uranium oxide fuel (fuel elements). In older designs, the bundle had 28 or 37 half meter long fuel elements with 12–13 such assemblies lying end to end in a pressure tube. The newer CANFLEX bundle has 43 fuel elements, with two element sizes (so the power rating can be increased without melting the hottest fuel elements). It is about in diameter, long, weighs about , and is intended to eventually replace the 37 element bundle. To allow the neutrons to flow freely between the bundles, the tubes and bundles are made of neutron transparent zircaloy (zirconium + 2.5% wt niobium).

Ауыр суды пайдалану мақсаты

Табиғи уран изотоптардың қоспасы болып табылады: шамамен 99,28% уран-238 және 0,72% уран-235 атомдық үлесі бойынша. Ядролық электр станциялары әдетте ұзақ уақыт бойы тұрақты қуатпен жұмыс істейді, бұл уақыт өте келе бөлінудің тұрақты қарқынын талап етеді. Бөліну қарқынын тұрақты ұстау үшін бөлінуден шығарылатын нейтрондар басқа отын атомдарында бірдей бөліну санын тудыруы керек. Бұл тепе-теңдік "критиктік" деп аталады. Ядролық бөлінуден шығарылатын нейтрондар өте энергетикалық және оларды қоршаған бөлінетін материал оңай сіңіре алмайды (немесе "ұстамайды"). Сіңіру қарқынын жақсарту үшін нейтрон энергиясын мүмкіндігінше төмендету керек. Іс жүзінде, төменгі энергия шегі – нейтрондардың модератормен жылулық тепе-теңдікте болатын энергиясы. Нейтрондар осы төменгі энергия шегіне жақындағанда, оларды "жылулық нейтрондар" деп атайды. Модерация кезінде нейтрондар мен уранды бөліп алуға көмектеседі, себебі 238U орташа энергиялы нейтрондарға үлкен бейімділік танытады ("резонанстық" сіңіру), бірақ тек ≈1,5–2 МэВ жоғары энергиялы нейтрондармен ғана оңай бөлінеді. Отынның көп бөлігі әдетте 238U болғандықтан, көптеген реакторлардың конструкциясы жұқа отын таяқшаларына негізделген, олар модератормен бөлінген, бұл нейтрондарға отынға қайта кірмес бұрын модераторда жүруге мүмкіндік береді. Тізбекті реакцияны сақтау үшін қажетті ең аз мөлшерден артық нейтрондар бөлінеді; уран-238 нейтрондарды сіңіргенде, плутоний пайда болады, ол уран-235-тің азаюын толықтыруға көмектеседі. Соңында, 238U-дан гөрі нейтрондарды көп сіңіретін бөліну өнімдерінің жиналуы реакцияны баяулатады және отынды қайта толтыруды қажет етеді. Жеңіл су – тамаша модератор: жеңіл сутек атомдарының массасы нейтронға өте жақын және бір соқтығысу кезінде көп энергияны сіңіре алады (екі бильярд доптарының соқтығысуы сияқты). Алайда, жеңіл сутек нейтрондарды сіңіре алады, табиғи урандағы 235U-дың аз мөлшерімен реакцияға түсуге болатын нейтрондар санын азайтады, бұл критиктік деңгейге жетуге кедергі келтіреді. Критиктік деңгейге жету үшін отынды байыту керек, 235U мөлшерін пайдалануға болатын деңгейге дейін арттыру керек. Жеңіл су реакторларында отын әдетте 2%–5% 235U-ға дейін байытылады (азайтылған 235U мөлшері бар қалдық фракция – азайтылған уран деп аталады). Байыту қондырғыларын салу және пайдалану қымбат. Олар сондай-ақ ядролық қару таратуына қатысты алаңдаушылық тудыруы мүмкін, себебі оларды 235U-ды қару-жараққа қолданылатын материалға дейін (90% немесе одан да көп 235U) байыту үшін пайдалануға болады. Бұл мәселені халықаралық деңгейде бекітілген жеткізушімен отынды жеткізіп, қайта өңдеу арқылы шешуге болады. Ауыр су модераторының жеңіл суға қарағандағы басты артықшылығы – тізбекті реакцияны қолдайтын нейтрондардың аз сіңірілуі, бұл бөлінетін атомдардың төмен концентрациясына мүмкіндік береді (байытылмаған табиғи уран отынын пайдалануға дейін). Дейтерий ("ауыр сутек") жеңіл сутектің сіңіретін қосымша нейтронына ие, бұл нейтрондарды ұстауға бейімділікті азайтады. Дейтерийдің массасы бір нейтронның массасынан екі есе көп (ал жеңіл сутектің массасы шамамен бірдей); бұл айырмашылық нейтрондарды модерациялау үшін көбірек соқтығысулар қажет екенін білдіреді, сондықтан отын таяқшалары арасындағы модератордың қалыңдығы үлкен болуы керек. Бұл реактор ядросының көлемін және нейтрондардың шығуын арттырады. Бұл сондай-ақ каландра конструкциясының себебі, әйтпесе өте үлкен қысымды ыдыс қажет болар еді. Табиғи уранның төмен тығыздығы сонымен қатар, бөліну қарқыны тым төмендеп, критиктік деңгейді сақтау мүмкін болмайынша, отынның аз бөлігі ғана тұтынылатынын білдіреді, себебі 235U мен бөліну өнімдерінің арақатынасы + 238U төмен. CANDU реакторларында модератордың көп бөлігі басқа конструкцияларға қарағанда төмен температурада болады, бұл жылдамдықтардың таралуын және модератор бөлшектерінің жалпы жылдамдығын азайтады. Бұл нейтрондардың көпшілігі төмен энергияға ие болады және бөлінуге ықтимал болады, сондықтан CANDU табиғи уранды ғана "жағайды" емес, оны тиімдірек жасайды. Жалпы алғанда, CANDU реакторлары өндірілген электр энергиясының бірлігіне жеңіл су реакторларына қарағанда 30–40% аз уранды пайдаланады. Бұл ауыр су конструкциясының маңызды артықшылығы; ол аз отынды қажет етеді, сонымен қатар, отынды байытудың қажеті болмағандықтан, ол әлдеқайда арзан. Ауыр су модерациясының тағы бір ерекшелігі – тізбекті реакцияның жоғары тұрақтылығы. Бұл дейтерий ядросының салыстырмалы түрде төмен байланыс энергиясына байланысты (2,2 МэВ), бұл кейбір энергетикалық нейтрондарға және әсіресе гамма-сәулелерге дейтерий ядросын бөлшектеуге мүмкіндік береді, қосымша нейтрондарды тудырады. Бөлінуден тікелей туындаған және бөліну фрагменттерінің ыдырауынан туындаған гамма-сәулелердің энергиясы жеткілікті, ал бөліну фрагменттерінің жартылай өмір шағы ырғақтары секундтан сағаттарға, тіпті жылдарға дейін созылады. Бұл гамма-сәулелерден туындаған нейтрондардың жауап беруі реактордың жауабын баяулатады және операторларға төтенше жағдай туғанда қосымша уақыт береді. Гамма-сәулелер су арқылы метрлерге дейін жүргізіледі, реактордың бір бөлігіндегі тізбекті реакцияның қарқынының артуы реактордың қалған бөлігінен жауапты қылады, реакцияны тұрақтандыруға мүмкіндік беретін әртүрлі кері байланыстарды қамтиды. Алайда, бөліну нейтрондары келесі отын таяқшасына жеткенше толығымен баяулайды, яғни нейтрондардың реактордың бір бөлігінен екінші бөлігіне жетуіне көбірек уақыт қажет. Сондықтан, егер реактордың бір бөлігінде тізбекті реакция жеделдесе, бұл өзгеріс реактор ядросының қалған бөлігіне баяу таралады, төтенше жағдай туғанда жауап беруге уақыт береді. Пайдаланылатын ядролық отыннан нейтрондардың энергиясының тәуелсіздігі CANDU реакторындағы отынның әмбебаптығына мүмкіндік береді, себебі әрбір отын жинағымы бірдей ортаны бастан кешіреді және көршілеріне бірдей әсер етеді, бөлінетін материал уран-235, уран-233 немесе плутоний болсын. Канада Екінші дүниежүзілік соғыстан кейін ядролық энергияны зерттеу үшін, байыту қондырғыларына қол жеткізбей ауыр су модерацияланған конструкцияны әзірледі. Соғыс кезеңіндегі байыту жүйелерін салу және пайдалану өте қымбат болды, ал ауыр су шешімі табиғи уранды тәжірибелік ZEEP реакторында пайдалануға мүмкіндік берді. Әлдеқайда арзан байыту жүйесі әзірленді, бірақ АҚШ газ центрифугасының арзанырақ процесі жөніндегі жұмысты құпияға алды. Сондықтан CANDU табиғи уранды пайдалану үшін жобаланды.

Natural uranium is a mix of isotopes: approximately 99.28% uranium 238 and 0.72% uranium 235 by atom fraction. Nuclear power reactors are usually operated at constant power for long periods of time, which requires a constant rate of fission over time. In order to keep the fission rate constant, the neutrons released by fission must produce an equal number of fissions in other fuel atoms. This balance is referred to as "criticality." Neutrons released by nuclear fission are fairly energetic and don't readily get absorbed (or "captured") by the surrounding fissile material. In order to improve the capture rate, the neutron energy must be reduced, or "moderated", to be as low as possible. In practice, the lower energy limit is the energy where the neutrons are in thermal equilibrium with the moderator. When neutrons approach this lower energy limit, they are referred to as "thermal neutrons." During moderation it helps to separate the neutrons and uranium, since 238U has a large affinity for intermediate energy neutrons ("resonance" absorption), but is only easily fissioned by the few energetic neutrons above ≈1.5–2 MeV. Since most of the fuel material is usually 238U, most reactor designs are based on thin fuel rods separated by moderator, allowing the neutrons to travel in the moderator before entering the fuel again. More neutrons are released than the minimum needed to maintain the chain reaction; when uranium 238 absorbs neutrons, plutonium is created, which helps to make up for the depletion of uranium 235. Eventually the build up of fission products that are more neutron absorbing than 238U slows the reaction and calls for refuelling. Light water makes an excellent moderator: the light hydrogen atoms are very close in mass to a neutron and can absorb a lot of energy in a single collision (like a collision of two billiard balls). However, light hydrogen can absorb neutrons, reducing the number available to react with the small amount of 235U in natural uranium, preventing criticality. In order to allow criticality, the fuel must be enriched, increasing the amount of 235U to a usable level. In light water reactors, the fuel is typically enriched to between 2% and 5% 235U (the leftover fraction with less 235U is called depleted uranium). Enrichment facilities are expensive to build and operate. They may also pose a proliferation concern, as they can be used to enrich the 235U much further, up to weapons grade material (90% or more 235U). This can be remedied if the fuel is supplied and reprocessed by an internationally approved supplier. The main advantage of heavy water moderator over light water is the reduced absorption of the neutrons that sustain the chain reaction, allowing a lower concentration of fissile atoms (to the point of using unenriched natural uranium fuel). Deuterium ("heavy hydrogen") already has the extra neutron that light hydrogen would absorb, reducing the tendency to capture neutrons. Deuterium has twice the mass of a single neutron (vs light hydrogen, which has about the same mass); the mismatch means that more collisions are needed to moderate the neutrons, requiring a larger thickness of moderator between the fuel rods. This increases the size of the reactor core and the leakage of neutrons. It is also the practical reason for the calandria design, otherwise, a very large pressure vessel would be needed. The low 235U density in natural uranium also implies that less of the fuel will be consumed before the fission rate drops too low to sustain criticality, because the ratio of 235U to fission products + 238U is lower. In CANDU most of the moderator is at lower temperatures than in other designs, reducing the spread of speeds and the overall speed of the moderator particles. This means that most of the neutrons will end up at a lower energy and be more likely to cause fission, so CANDU not only "burns" natural uranium, but it does so more effectively as well. Overall, CANDU reactors use 30–40% less mined uranium than light water reactors per unit of electricity produced. This is a major advantage of the heavy water design; it not only requires less fuel, but as the fuel does not have to be enriched, it is much less expensive as well. A further unique feature of heavy water moderation is the greater stability of the chain reaction. This is due to the relatively low binding energy of the deuterium nucleus (2.2 MeV), leading to some energetic neutrons and especially gamma rays breaking the deuterium nuclei apart to produce extra neutrons. Both gammas produced directly by fission and by the decay of fission fragments have enough energy, and the half lives of the fission fragments range from seconds to hours or even years. The slow response of these gamma generated neutrons delays the response of the reactor and gives the operators extra time in case of an emergency. Since gamma rays travel for meters through water, an increased rate of chain reaction in one part of the reactor will produce a response from the rest of the reactor, allowing various negative feedbacks to stabilize the reaction. On the other hand, the fission neutrons are thoroughly slowed down before they reach another fuel rod, meaning that it takes neutrons a longer time to get from one part of the reactor to the other. Thus if the chain reaction accelerates in one section of the reactor, the change will propagate itself only slowly to the rest of the core, giving time to respond in an emergency. The independence of the neutrons' energies from the nuclear fuel used is what allows such fuel flexibility in a CANDU reactor, since every fuel bundle will experience the same environment and affect its neighbors in the same way, whether the fissile material is uranium 235, uranium 233 or plutonium. Canada developed the heavy water moderated design in the post–World War II era to explore nuclear energy while lacking access to enrichment facilities. War era enrichment systems were extremely expensive to build and operate, whereas the heavy water solution allowed the use of natural uranium in the experimental ZEEP reactor. A much less expensive enrichment system was developed, but the United States classified work on the cheaper gas centrifuge process. The CANDU was therefore designed to use natural uranium.

Қауіпсіздік белгілері

CANDU конструкциясында белсенді және пассивті қауіпсіздік мүмкіндіктерінің бірнешеуі бар. Олардың кейбіреуі жүйенің физикалық құрылымының тікелей салдары болып табылады. CANDU конструкцияларында оң бос коэффициент және реактор конструкциясында көбінесе жаман деп есептелетін шағын қуат коэффициенті бар. Бұл салқындатқышта пайда болатын бу реакция жылдамдығын арттырады, ал ол өз кезегінде одан да көп бу тудырады. Осы себептердің бірі каландрадағы модератордың салқын массасының көп болуы, себебі ядродағы күрделі бу инциденті жалпы модерация циклына елеулі әсер етпейді. Модератордың өзі қайнаған жағдайда ғана маңызды әсер пайда болады, ал үлкен жылу сыйымдылығы оның баяу болатынын қамтамасыз етеді. CANDU-дағы бөліну процесінің қасақана "жарысқан" жауабы операторларға проблемаларды анықтауға және оларды шешуге көбірек уақыт береді. Отын арналары тек механикалық тұрғыдан берік болған жағдайда ғана сындылықты сақтай алады. Егер отын жинағыштардың температурасы оларды механикалық тұрақсыздық деңгейіне дейін көтерілсе, олардың көлденең орналасуы олардың гравитация әсерінен иіліп, жинағыштардың орналасуын өзгертеді және реакциялардың тиімділігін төмендетеді. Тізбекті реакция үшін бастапқы отын орналасуы ең жақсы болғандықтан және табиғи уран отынында артық реактивтілік аз болғандықтан, кез келген маңызды деформация отын пеллеттері арасындағы бөліну реакциясын тоқтатады. Бұл бөліну өнімдерінің ыдырауынан жылу өндіруді тоқтатпайды, ол әлі де маңызды жылу шығынын қамтамасыз етеді. Егер бұл процесс отын жинағыштарды одан әрі әлсіретсе, олар орналасқан қысым түтігі ақырында каландра түтігіне тию үшін жеткілікті иіледі, бұл жылуды модератор резервуарына тиімді беруге мүмкіндік береді. Модератор ыдысының өзінде үлкен жылу сыйымдылығы бар және әдетте салыстырмалы түрде салқын ұсталады.

Отын циклі

Ауыр су конструкциясы жарық су реакторларына қарағанда төменгі концентрациядағы бөлінетін атомдармен тізбекті реакцияны сақтауға мүмкіндік береді, бұл оған кейбір балама отындарды пайдалануға мүмкіндік береді; мысалы, пайдаланылған LWR отынынан алынған "қайта өңделген уран" (RU). CANDU табиғи уран үшін, құрамында 0,7% 235U ғана болатындай етіп жобаланған, сондықтан 0,9% 235U құрамындағы қайта өңделген уран салыстырмалы түрде бай отын болып табылады. Бұл ураннан қосымша 30–40% энергияны шығаруға мүмкіндік береді. Қытайдағы Qinshan CANDU реакторында қайта өңделген уран қолданылды. Қазіргі уақытта әзірленіп жатқан DUPIC (CANDU реакторында пайдаланылған PWR отынын тікелей пайдалану) процесі оны қайта өңдеусіз де қайта өңдеуге мүмкіндік береді. Отын ауада (тотықтырылады), содан кейін сутекте (тотықсыздандырылады) ұнтаққа айналдырылып, одан кейін CANDU отын гранулалары жасалады. CANDU реакторлары торийден де отын өндіре алады, ол көбірек таралған элемент. Үндістан өз табиғи торий қорын пайдалану мақсатында осы мәселені зерттеп жатыр. CANDU, LWR-лерге қарағанда, уран мен плутоний оксидтерінің (MOX отыны) қоспасын пайдалана алады, плутоний бұрынғы ядролық қаруларды бөлшектеуден немесе қайта өңделген реактор отынынан алынуы мүмкін. Қайта өңделген плутонийдегі изотоптардың құрамы қару жасау үшін қолайлы емес, бірақ отын ретінде қолданылуы мүмкін (тек ядролық қалдықтарға айналудың орнына), ал қару сапасындағы плутонийді тұтыну ядролық қарудың таралу қаупін азайтады. Егер мақсат пайдаланылған отыннан плутонийді немесе басқа актинидтерді пайдалану болса, онда MOX-қа қарағанда тиімдірек болу үшін арнайы инерт матрицалық отындар ұсынылады. Оларда уран болмағандықтан, бұл отындардан қосымша плутоний пайда болмайды.

Экономика

Ауыр суды мөлшерлеудің нейтрондық экономикасы және желідегі жанармай құюды дәл басқару CANDU-ға байытылған ураннан басқа, мысалы, табиғи уран, қайта өңделген уран, торий, плутоний және пайдаланылған LWR отыны сияқты отынның кең ауқымын пайдалануға мүмкіндік береді. Байытудың қымбаттығын ескере отырып, бұл отынды әлдеқайда арзанға түсіруге болады. Бастапқы инвестиция 99,75% таза ауыр суға жұмсалады, ол реактордың активтік аймағын және жылу тасымалдау жүйесін толтыруға қажет. Дарлингтон электр стансасының мысалында, ақпарат алу туралы заңға сәйкес жарияланған шығындар стансаның құрылыс құнын (жалпы қуаты 3,512 МВт болатын төрт реактор) 5,117 миллиард CAD (1990-жылдардың басындағы айырбас бағамы бойынша шамамен 4,2 миллиард АҚШ доллары) деп көрсетті. Пайызбен қоса алғандағы жалпы капиталдық шығындар 14,319 миллиард CAD (шамамен 11,9 миллиард АҚШ доллары) құрады, оның ішінде ауыр судың үлесі 1,528 миллиард доллар немесе 11% болды. Ауыр су нейтрондарды баяулатуда жеңіл суға қарағанда тиімділігі төмен болғандықтан, CANDU-ға отынға қарағанда үлкен модератор және бірдей қуаттылық үшін үлкен активтік аймақ қажет. Каландриялық активтік аймақты салу арзан болғанымен, оның үлкен көлемі контейнерлік ғимарат сияқты стандартты құрылымдардың құнын арттырады. Жалпы, ядролық электр стансасын салу және пайдалану өмірлік циклдің жалпы шығындарының шамамен 65% құрайды; CANDU үшін құрылыс шығындары басым болып табылады. CANDU-ды отынмен жабдықтау басқа реакторларға қарағанда арзан, ол жалпы құнының шамамен 10% ғана құрайды, сондықтан электр энергиясының 1 кВт·сағатына арналған жалпы баға салыстырмалы болып келеді. Жаңа буын Advanced CANDU реакторы (ACR) бұл кемшіліктерді жеңіл сумен салқындату және аз модератормен компактты активтік аймақты пайдалану арқылы азайтады. CANDU реакторлары алғаш пайда болған кезде, олар ұқсас буынның LWR реакторларына қарағанда әлдеқайда жоғары қуат коэффициентін (толық қуатпен жұмыс істегендегі қуаттың арақатынасы, 100% уақыт) ұсынды. Жеңіл су реакторлары орташа есеппен жартысын отынды ауыстыруға немесе күтіп-жөндеуге жұмсайды. 1980 жылдардан бері LWR реакторларын тоқтатпауды басқарудағы маңызды жетістіктер бұл айырмашылықты қысқартты, бірнеше бірліктердің қуат коэффициенті 90% және одан да жоғары деңгейге жетті, ал АҚШ-тың жалпы флотының өнімділігі 2010 жылы 92% құрады. Соңғы буын CANDU 6 реакторларының қуат коэффициенті 88-90% аралығында, бірақ жалпы өнімділік ескі канадтық бірліктердің үлкен үлесімен, қуат коэффициенті 80% шамасында анықталады. Жаңартылған бірліктер бұрын нашар өнімділік көрсеткен, шамамен 65%. Брюс А1 және А2 бірліктерінің қайта іске қосылуымен жағдай жақсарды, олар жаңартылғаннан кейін (2013 жылдан бастап) 90,78% және 90,38% қуат коэффициентіне ие болды. Кейбір CANDU электр стансалары құрылыс кезінде шығындардың артуына тап болды, көбінесе үкіметтік шаралар сияқты сыртқы факторлардың салдарынан. Мысалы, Дарлингтон ядролық электр стансасының құрылысын бірнеше рет кешіктіру құнының шамамен екі есеге өсуіне әкелді. Техникалық мәселелер мен қайта жобалаулар нәтижедегі 14,4 миллиард долларлық бағаға тағы бір миллиардты қосты. Ал 2002 жылы Қытайдағы Циншаньда екі CANDU 6 реакторы жоспарланған мерзімде және бюджетке сәйкес аяқталды, бұл жетістік көлемді және кестеге қатаң бақылау жасауға байланысты болды.

The neutron economy of heavy water moderation and precise control of on line refueling allow CANDU to use a wide range of fuels other than enriched uranium, e. g., natural uranium, reprocessed uranium, thorium, plutonium, and used LWR fuel. Given the expense of enrichment, this can make fuel much cheaper. There is an initial investment into the tonnes of 99.75% pure heavy water to fill the core and heat transfer system. In the case of the Darlington plant, costs released as part of a freedom of information act request put the overnight cost of the plant (four reactors totalling 3,512 MWe net capacity) at $5.117 billion CAD (about US$4.2 billion at early 1990s exchange rates). Total capital costs including interest were $14.319 billion CAD (about US$11.9 billion) with the heavy water accounting for $1.528 billion, or 11%, of this. Since heavy water is less efficient than light water at slowing neutrons, CANDU needs a larger moderator to fuel ratio and a larger core for the same power output. Although a calandria based core is cheaper to build, its size increases the cost for standard features like the containment building. Generally nuclear plant construction and operations are ≈65% of overall lifetime cost; for CANDU, costs are dominated by construction even more. Fueling CANDU is cheaper than other reactors, costing only ≈10% of the total, so the overall price per kWh electricity is comparable. The next generation Advanced CANDU reactor (ACR) mitigates these disadvantages by having light water coolant and using a more compact core with less moderator. When first introduced, CANDUs offered much better capacity factor (ratio of power generated to what would be generated by running at full power, 100% of the time) than LWRs of a similar generation. The light water designs spent, on average, about half the time being refueled or maintained. Since the 1980s, dramatic improvements in LWR outage management have narrowed the gap, with several units achieving capacity factors ~90% and higher, with an overall US fleet performance of 92% in 2010. The latest generation CANDU 6 reactors have an 88–90% CF, but overall performance is dominated by the older Canadian units with CFs on the order of 80%. Refurbished units had historically demonstrated poor performance, on the order of 65%. This has since improved with the return of Bruce units A1 and A2 to operation, which have post refurbishment (2013+) capacity factors of 90.78% and 90.38%, respectively. Some CANDU plants suffered from cost overruns during construction, often from external factors such as government action. For instance, a number of imposed construction delays led to roughly a doubling of the cost of the Darlington Nuclear Generating Station near Toronto, Ontario. Technical problems and redesigns added about another billion to the resulting $14.4 billion price. In contrast, in 2002 two CANDU 6 reactors at Qinshan in China were completed on schedule and on budget, an achievement attributed to tight control over scope and schedule.

Ядролық қаруды таратпау

Ядролық қару таралуына қарсы сақтандыру шаралары тұрғысынан, CANDU реакторлары басқа реакторлармен салыстырылатын халықаралық сертификация деңгейіне ие. 1974 жылы Үндістанның алғашқы ядролық сынағы – «Күлімсіреген Будда» операциясы үшін қажетті плутоний Канада жеткізген CIRUS реакторында өндірілді, ал ауыр суды АҚШ ұсынған, оның бір бөлігіне Канада үкіметі төледі. Үндістанның екі PHWR реакторынан өзге, CANDU дизайны негізіндегі қысымды ауыр су реакторлары (PHWR) және АҚШ-тан жеткізілген екі сақталған жеңіл су реакторы бар. Плутоний осы реакторлардың барлық пайдаланылған отынынан алынған; Үндістан негізінен «Дхрува» деп аталатын, үнділіктер жобалап салған әскери реакторға сенеді. Бұл дизайнның CIRUS реакторынан алынғаны айтылады, ал «Дхрува» плутонийді тиімді өндіру үшін үлкейтілген. Осы реактор Үндістанның 1998 жылғы «Шакти» ядролық сынақтары үшін плутоний өндірген деп саналады. Ауыр су нейтрондарды сіңіруге төзімді болғанымен, деутерийдің шағын бөлігі осылайша тритийге айналады. Бұл тритий Канададағы бірнеше CANDU орналастыруларынан алынады, негізінен ауыр судың ағып кетуі жағдайында қауіпсіздікті арттыру мақсатында. Газ жиналып, әртүрлі коммерциялық өнімдерде, әсіресе «қуатсыз» жарықтандыру жүйелерінде және медициналық құрылғыларда қолданылады. 1985 жылы сол кездегі Ontario Hydro компаниясы АҚШ-қа тритий сату жоспарларына байланысты Ontario штатында дау тудырды. Заң бойынша, жоспар тек әскери емес қолдануға арналған сатуды қамтыды, бірақ кейбіреулер экспорттың АҚШ-тың ядролық қару бағдарламасы үшін американдық тритийді босатуы мүмкін деп болжады. Болашақтағы сұраныс өндірістен асып түсуі мүмкін, әсіресе ITER сияқты болашақ термоядролық реакторлардың сұранысынан, термоядролық реакторды іске қосу үшін 10 кг-ға дейін тритий қажет, ал парк үшін ондаған килограмм қажет. 2003 жылға дейін Дарлингтон ажырату орнатылымында жылына шамамен 200 миллиграмм тритий қалпына келтірілді, оның аз бөлігі сатылды. Нәтижесінде, 2024 жылы Канадалық Ядролық Зертханалар қолданыстағы CANDU орналастыруларын қайта жаңарту және оларды тритий өндіру мүмкіндіктерімен жабдықтау бойынша ондаған жылдық бағдарламаны жариялады. 1998 жылғы Үндістандағы «Шакти» сынақ сериясында Үндістанның сутекті бомба деп мәлімдеген шамамен 400 килотонналық бомба болды. BARC басылымындағы «Ауыр су – қасиеттері, өндірісі және талдауы» кітабындағы бір ой тритийдің коммерциялық жұмыс істеп тұрған CANDU және PHWR реакторларындағы ауыр судан алынғанын көрсетеді. Janes Intelligence Review Үндістанның Атом Энергия Комиссиясының төрағасы тритий өндіру орнатымының бар екенін мойындағанын, бірақ оның қолданылуы туралы пікір білдіруден бас тартқанын келтіреді. Үндістан литий-6-ны реакторларда сәулелендіру арқылы тритийді тиімдірек өндіре де алады.

In terms of safeguards against nuclear weapons proliferation, CANDUs meet a similar level of international certification as other reactors. The plutonium for India's first nuclear detonation, Operation Smiling Buddha in 1974, was produced in a CIRUS reactor supplied by Canada and partially paid for by the Canadian government using heavy water supplied by the United States. In addition to its two PHWR reactors, India has some safeguarded pressurised heavy water reactors (PHWRs) based on the CANDU design, and two safeguarded light water reactors supplied by the US. Plutonium has been extracted from the spent fuel from all of these reactors; India mainly relies on an Indian designed and built military reactor called Dhruva. The design is believed to be derived from the CIRUS reactor, with the Dhruva being scaled up for more efficient plutonium production. It is this reactor which is thought to have produced the plutonium for India's more recent (1998) Operation Shakti nuclear tests. Although heavy water is relatively immune to neutron capture, a small amount of the deuterium turns into tritium in this way. This tritium is extracted from some CANDU plants in Canada, mainly to improve safety in case of heavy water leakage. The gas is stockpiled and used in a variety of commercial products, notably "powerless" lighting systems and medical devices. In 1985 what was then Ontario Hydro sparked controversy in Ontario due to its plans to sell tritium to the United States. The plan, by law, involved sales to non military applications only, but some speculated that the exports could have freed American tritium for the United States nuclear weapons program. Future demands appear to outstrip production, in particular the demands of future generations of experimental fusion reactors like ITER, with up to 10kg of tritium being required in order to start up a fusion reactor and so dozens of kilograms being required for a fleet. Between of tritium were recovered annually at the Darlington separation facility by 2003, of which a minor fraction was sold. Consequently, the Canadian Nuclear Laboratories in 2024 announced a decades long program to refurbish existing CANDU plants and equip them with tritium breeding facilities. The 1998 Operation Shakti test series in India included one bomb of about yield that India has publicly claimed was a hydrogen bomb. An offhand comment in the BARC publication Heavy Water – Properties, Production and Analysis appears to suggest that the tritium was extracted from the heavy water in the CANDU and PHWR reactors in commercial operation. Janes Intelligence Review quotes the Chairman of the Indian Atomic Energy Commission as admitting to the tritium extraction plant, but refusing to comment on its use. India is also capable of creating tritium more efficiently by irradiation of lithium 6 in reactors.

Тритий өндіру

Тритий, 3H – сутегінің радиоактивті изотопы, жартылай ыдырау периоды 12,3 жылды құрайды. Ол табиғатта аз мөлшерде (дүние жүзінде жылына шамамен 4 кг) жоғарғы атмосферадағы ғарыш сәулелерінің әрекеттесуі нәтижесінде пайда болады. Тритий төмен энергиялы радиоактивті сәуле шығаруына (бета-бөлшектерінің энергиясы 18,6 кэВ-қа дейін) байланысты әлсіз радионуклид саналады. Бета-бөлшектері ауада 6 мм-ге дейін жүзеді және теріге 6 микрометрге дейін ғана еніп өтеді. Жұтылған, ішке сіңген немесе деммен алынған тритийдің биологиялық жартылай ыдырау периоды 10–12 күнге созылады. Тритий барлық реакторлардың отынында пайда болады; CANDU реакторлары ауыр сутекте нейтрондарды ұстау арқасында салқындатқыш және модераторда да тритий өндіреді. Бұл тритийдің бір бөлігі герметикалық контурға түседі және көбінесе қалпына келтіріледі; шағын бөлігі (шамамен 1%) герметикалық контурдан шығып, әдеттегі радиоактивті эмиссия ретінде қарастырылады (құрамы ұқсас LWR-ден де жоғары). Сондықтан CANDU станциясын жауапкершілікпен пайдалану қоршаған ортадағы тритийді бақылауды (және нәтижелерді жариялауды) қамтиды. Кейбір CANDU реакторларында тритий мерзімімен шығарылып алынады. Канададағы CANDU станцияларынан шығатын эмиссиялар Халықаралық радиациялық қорғау комиссиясының (ICRP) ұсынымдарына негізделген ұлттық реттеу шегінің 1% -ынан кем. (Мысалы, Канададағы су үшін рұқсат етілген тритийдің максималды концентрациясы 7000 Бк/л, ICRP-нің халық үшін доза шегінің 1/10 бөлігіне сәйкес келеді). Басқа CANDU станцияларынан шығатын тритий эмиссиялары да осы деңгейде төмен. Жалпы, атом электр станцияларынан шығатын радиоактивті эмиссиялар бойынша көптеген пікір қақтығыстары бар, ал CANDU станциялары үшін ең маңызды мәселелердің бірі – тритий. 2007 жылы Greenpeace Канаданың атом электр станцияларынан шығатын тритий эмиссиясын сынап бағалады. Бұл есепті Ричард Осборн сынға алды.

Тарих

CANDU әзірлеме жұмысы уақыт өте келе төрт негізгі кезеңнен өтті. Алғашқы жүйелер – қуаты шектеулі эксперименталды және прототиптік машиналар болды. Олардың орнына 500–600 МВт (CANDU 6), одан кейін 900 МВт қуатты үлкен машиналар сериясы, және соңында CANDU 9 және ACR 1000 әзірлемелері келді.

Алғашқы әрекеттері

Канадада ауыр сумен жұмыс істейтін алғашқы конструкция ZEEP болды, ол Екінші дүниежүзілік соғыс аяқталғаннан кейін жұмысын бастады. ZEEP-ке бірнеше басқа тәжірибелік қондырғылар қосылды, соның ішінде 1947 жылы NRX және 1957 жылы NRU. Бұл күш-жігерлер Онтарио штатының Рольфтон қаласында алғашқы CANDU типті реактор, Ядролық қуатты демонстрациялау (NPD) реакторының құрылысына әкелді. Ол концепцияны дәлелдеу ретінде жоспарланған және бар болғаны 22 МВт қуатқа ие болды, бұл коммерциялық қуат реакторы үшін өте төмен көрсеткіш. NPD Канадада алғашқы ядролық электр энергиясын өндірді және 1962 жылдан 1987 жылға дейін сәтті жұмыс істеді. Екінші CANDU – Дуглас Пойнт реакторы, ол шамамен 200 МВт қуатқа ие және Онтарио штатының Кинкардин қаласының жанында орналасқан. Ол 1968 жылы пайдалануға беріліп, 1984 жылға дейін жұмыс істеді. CANDU станцияларының арасында бірегейі – Дуглас Пойнт реакторының шығыс жағына қараған мұнайға толы терезесі, тіпті реактор жұмыс істеп тұрғанда да көрініс ашық болатын. Дуглас Пойнт бастапқыда екі бөлімнен тұратын станция болуы жоспарланған, бірақ екінші бөлім Пикерингтегі 515 МВт қуатты бөлімдердің табысты болуына байланысты тоқтатылды. Квебек штатының Бекканкур қаласында, Трой-Ривьерге жақын орналасқан Gentilly 1 де CANDU-дың тәжірибелік нұсқасы болды, онда қайнаған жеңіл су салқындатқышы және тік қысымды құбырлар қолданылды, бірақ жеті жыл бойы тұрақсыз жұмыс істегеннен кейін сәтті деп есептелмеді және жабылды. Gentilly 2, CANDU 6 реакторы 1983 жылы жұмысын бастады. 2012 жылдың қыркүйегінде келе жатқан Parti Québécois үкіметі Gentilly-ді жабу туралы мәлімдеме жасағаннан кейін, оператор Hydro Québec зауыттың бұрын хабарланған жөндеуін тоқтатуға және 2012 жылдың соңында станцияны жабуға шешім қабылдады, бұл шешімнің экономикалық себептерін атады. Компания 50 жылға созылатын, құны 1,8 миллиард долларға бағаланатын тоқтату процесін бастады. Классикалық CANDU конструкциясымен қатар, тәжірибелік варианттар да жасалып жатыр. AECL-дің Манитоба штатының Пинава қаласындағы Уайтшелл зертханаларында орналасқан WR 1 реакторы негізгі салқындатқыш ретінде тік қысымды құбырларды және органикалық майды пайдаланды. Қолданылатын майдың қайнау температурасы судан жоғары болғандықтан, реактордың температурасы жоғары және қысымы дәстүрлі реакторларға қарағанда төмен болды. WR 1 шығыс температурасы шамамен 490 °C-қа тең болды, ал CANDU 6-ның номиналды температурасы 310 °C-ты құрады; жоғары температура және осыған байланысты термодинамикалық тиімділік майлардың судың жылу сыйымдылығының шамамен жартысына тең екенін ескере отырып, белгілі бір деңгейде өтемеленеді. Жоғары температура сонымен қатар буға тиімдірек айналуға және, нәтижесінде, электр энергиясына әкеледі. WR 1 көп жылдар бойы сәтті жұмыс істеді және сумен салқындатылған нұсқаларға қарағанда айтарлықтай жоғары тиімділікке қол жеткізе алатынын көрсетті.

The first heavy water moderated design in Canada was the ZEEP, which started operation just after the end of World War II. ZEEP was joined by several other experimental machines, including the NRX in 1947 and NRU in 1957. These efforts led to the first CANDU type reactor, the Nuclear Power Demonstration (NPD), in Rolphton, Ontario. It was intended as a proof of concept and rated for only 22 MWe, a very low power for a commercial power reactor. NPD produced the first nuclear generated electricity in Canada and ran successfully from 1962 to 1987. The second CANDU was the Douglas Point reactor, a more powerful version rated at roughly 200 MWe and located near Kincardine, Ontario. It went into service in 1968 and ran until 1984. Uniquely among CANDU stations, Douglas Point had an oil filled window with a view of the east reactor face, even when the reactor was operating. Douglas Point was originally planned to be a two unit station, but the second unit was cancelled because of the success of the larger 515 MWe units at Pickering. Gentilly 1, in Bécancour, Quebec, near Trois Rivières, Quebec, was also an experimental version of CANDU, using a boiling light water coolant and vertical pressure tubes, but was not considered successful and closed after seven years of fitful operation. Gentilly 2, a CANDU 6 reactor, began operating in 1983. Following statements from the in coming Parti Québécois government in September 2012 that Gentilly would close, the operator, Hydro Québec, decided to cancel a previously announced refurbishment of the plant and announced its shutdown at the end of 2012, citing economic reasons for the decision. The company has started a 50 year decommissioning process estimated to cost $1.8 billion. In parallel with the classic CANDU design, experimental variants were being developed. WR 1, located at the AECL's Whiteshell Laboratories in Pinawa, Manitoba, used vertical pressure tubes and organic oil as the primary coolant. The oil used has a higher boiling point than water, allowing the reactor to operate at higher temperatures and lower pressures than a conventional reactor. WR 1's outlet temperature was about 490 °C compared to the CANDU 6's nominal 310 °C; the higher temperature and thus thermodynamic efficiency offsets to some degree the fact that oils have about half the heat capacity of water. The higher temperatures also result in more efficient conversion to steam, and ultimately, electricity. WR 1 operated successfully for many years and promised a significantly higher efficiency than water cooled versions.

600 МВт-ға арналған жобалар

NPD және Дуглас Пойнттағы табыстар Пикеринг (Онтарио) қаласында алғашқы көп бірлік станциясын салу туралы шешім қабылдауға әкелді. 1-ден 4-ке дейінгі бірліктерден тұратын Пикеринг А станциясы 1971 жылы пайдалануға берілді. 5-тен 8-ге дейінгі бөлімшелері бар Пикеринг В 1983 жылы іске қосылды, бұл станцияның жалпы қуатын 4 120 МВт деңгейіне жеткізді. Станция Торонто қаласына өте жақын орналасқан, мұның себебі – беру шығындарын азайту. Пикеринг станциясының бастапқы жобасына енгізілген бірқатар жақсартулар CANDU 6 жобасының пайда болуына әкелді, ол алғаш рет 1980 жылдардың басында қолданысқа енгізілді. CANDU 6 негізінен Пикеринг электр станциясының бір реакторлық бөлімшелерде орнатуға мүмкіндік беру үшін қайта жобаланған нұсқасы болды. CANDU 6 Онтариодан тыс жерлерде де бірнеше нысандарда қолданылды, оның ішінде Квебек облысындағы Gentilly 2 және Нью-Брансуик провинциясындағы Пойнт-Лепреу ядролық электр станциясында. CANDU 6 шетелдік CANDU жүйелерінің көп бөлігін құрайды, соның ішінде Аргентинаға, Румынияға, Қытайға және Оңтүстік Кореяға экспортталған жобалар да бар. Тек Үндістанда ғана CANDU 6 жобасына негізделмеген CANDU жүйесі қолданылады.

900 МВт-ға арналған жобалар

Ядролық электр станцияларының экономикасы көлемге пропорционалды түрде жақсырақ болады. Бұл үлкен көлемдегі жақсарту, электр желісіне бірден көп қуат түсуімен теңдестіріледі, бұл сұраныс пен ұсыныс заңдылықтары арқылы электр бағасын төмендетуге алып келеді. 1960 жылдардың соңындағы болжамдар, электр энергиясына деген сұраныстың өсуі осы бағаны төмендету қысымын басып тастайды деп көрсетті, соның салдарынан көптеген конструкторлар 1000 МВт көлеміндегі станцияларды енгізуге көшті. Пикеринг А станциясынан кейін, 1970 мен 1987 жылдар аралығында Брюс ядролық электр станциясы да кезең-кезеңмен кеңейтілді. Бұл Солтүстік Америкадағы ең ірі ядролық объекті және әлемдегі екінші ірі объекті (Жапониядағы Кашивазаки-Каривадан кейін), онда әрқайсысы шамамен 800 МВт қуаттылығы бар сегіз реактор орналасқан, жалпы қуаты 6 232 МВт (нетто) және 7 276 МВт (брутто) құрайды. Тағы бір, кішірек кеңейтім Дарлингтон ядролық электр станциясының дизайнына әкелді, ол Брюс станциясына ұқсас, бірақ төрт реакторлық станциядағы әр реакторға шамамен 880 МВт қуат береді. Пикеринг дизайнының CANDU 6-ға дамуы сияқты, Брюс дизайны да ұқсас CANDU 9-ға дамытылды. CANDU 6 сияқты, CANDU 9 Брюс дизайнының жаңадан жасалған нұсқасы болып табылады, осылайша оны бір реакторлық блок ретінде салуға болады. CANDU 9 реакторлары әзірге салынбаған.

III+ буынның жобалары

1980 және 1990 жылдары ядролық энергетика нарығы күрт құлдырауға ұшырады, Солтүстік Америкада немесе Еуропада жаңа станциялар салынуы азайды. Жобалау жұмыстары үздіксіз жалғасты, қауіпсіздікті, капиталдық шығындарды, экономикалық тиімділікті және жалпы өнімділікті едәуір жақсартатын жаңа жобалау концепциялары ұсынылды. Бұл III+ және IV буын машиналарын 2000 жылдардың басында зор қызығушылық тудырды, себебі ядролық қуаттың жаңа өркендеу кезеңі басталып, келесі он жылдық ішінде көптеген жаңа реакторлар салынатындай болды. AECL CANDU 6 және CANDU 9 ең соңғы нұсқаларының элементтерін пайдалана отырып, жобалық қуаты 700 МВт болатын ACR 700 жобасын жасап шықты. Жобада шамамен 1-2% байытылған аз байытылған уранды қолдану да қарастырылған. Мұның басты себебі – отынның тотығу коэффициентін арттыру, арқасында отын шоғырлары реакторда ұзақ уақыт бойы жұмыс істеуге мүмкіндік алады, нәтижесінде пайдаланылған отын мөлшері үш есе азаяды. Бұл операциялық шығындар мен кестеге де әсер етеді, себебі отын ауыстыру жиілігі төмендейді. Алдыңғы CANDU үлгілері сияқты, ACR 1000-де де үздіксіз отын ауыстыру мүмкіндігі қарастырылған.

Канададағы сату әрекеттері

Көптеген өлшемдер бойынша CANDU «Онтарио реакторы» болып табылады. Жүйе дерлік толығымен Онтариода әзірленді, ал басқа провинцияларда тек екі тәжірибелік үлгі салынды. Салынған 29 коммерциялық CANDU реакторының 22-сі Онтариода орналасқан. Осы 22 реактордың бірқатары пайдаланудан шығарылды. Дарлингтон үшін екі жаңа CANDU реакторы Канада үкіметінің қаржылық көмегімен ұсынылды, бірақ жоғары құнға байланысты бұл жоспарлар 2009 жылы тоқтатылды. AECL CANDU-ды Канада ішінде белсенді түрде сатты, бірақ оған қызығушылық шектеулі болды. Бүгінгі күнге дейін басқа провинцияларда тек екі тәжірибелік емес реактор салынды, олардың әрқайсысы Квебек және Нью-Брансуик провинцияларында, ал басқа провинциялар гидро және көмірмен жұмыс істейтін электр станцияларына басымдық берді. Канаданың бірнеше провинциясы гидроэнергияның үлкен көлемін дамытты. Альберта және Саскачеван кең ауқымды гидроресурстарға ие емес және электр энергиясын өндіру үшін негізінен қазба отынын пайдаланады. Батыс Канадада, мұнай құмдарын өндірудің энергияны көп қажет ететін процесі үшін CANDU реакторлары жылу мен электр энергиясының көзі ретінде қарастырылуда, бұл процесте қазіргі уақытта табиғи газ қолданылады. Energy Alberta Corporation 2007 жылдың 27 тамызында Lac Cardinal көлінде (Альберта штатының Peace River қаласынан батысқа қарай 30 км жерде) жаңа ядролық электр станциясы салуға лицензия алуға өтініш бергенін хабарлады, онда 2017 жылы желіге қосылатын екі ACR 1000 реакторы 2,2 гигаватт (электр) қуатын өндіруі тиіс болды. 2007 жылғы парламенттік шолу даму жұмыстарын тоқтатуды ұсынды. Кейін компанияны Bruce Power сатып алды, ол станцияны жалпы 4,4 гигаватт қуаты бар төрт бөлімге дейін кеңейтуді ұсынды. Алайда, бұл жоспарлар сәтсіз аяқталды және Bruce Power Lac Cardinal үшін берген өтінімін кері тартып алып, оның орнына шамамен 60 км қашықтықта жаңа орынды ұсынды. Қазіргі уақытта жоспарлар көпшілікпен кеңінен кеңескеннен кейін тоқтап тұр, себебі халықтың шамамен 1/5 бөлігі реакторларға оң көзқарас білдірсе, 1/4 қарсы болды.

Шетелдегі сату

1970 жылдары халықаралық ядролық сату нарығы өте бәсекеге толы болды, көптеген ұлттық ядролық компаниялар өз үкіметтерінің шетелдегі елшіліктерімен қолдау көрсетілді. АҚШ-тағы құрылыс қарқыны салдарынан шығындар жоғалып, аяқталу мерзімі кешіктірілді, ал келесі реакторлар арзанға түсуі күтілді. Халықаралық нарықта салыстырмалы түрде жаңа қатысушы Канада бұл мәселелерде көптеген кемшіліктерге тап болды. CANDU реакторы үлкен машиналық бөлшектерге деген қажеттілікті азайту үшін арнайы жобаланған, бұл ірі өнеркәсіптік базасы жоқ елдерде құрылыс жүргізуге ыңғайлы болды. Сатуға бағытталған күш-жігерлер басқа фирмалардың жобаларын өздері құрастыра алмайтын елдерде сәттірек болды. 1970 жылдардың соңында AECL әрбір реакторды сату 3600 канадалықты жұмыспен қамтып, төлем балансына 300 миллион долларлық кіріс әкелетінін атап өтті. Бұл сату әрекеттері негізінен диктатуралық немесе осыған ұқсас үкіметтер басқаратын елдерге бағытталды, бұл парламентте үлкен алаңдаушылық тудырды. Бұл күш-жігер миллиондаған доллар шетелдік сату агенттеріне берілгенін анықтағанда дауға ұласты, олардың кім екені және ақшаны қалай тапқандары туралы ақпарат аз немесе мүлдем болмады. Бұл Аргентинадағы сату әрекеттері туралы сұрақтар тудырғаннан кейін Корольдік Канадалық Атты Полициясының тергеуін бастауға және болашақ сатулар үшін алымдарды толық ашу қағидаларын енгізуге әкелді. CANDU-дың алғашқы табысы – Үндістанға алғашқы CANDU дизайндарын сату болды. 1963 жылы Дуглас Пойнт реакторының негізінде 200 МВт қуатты реакторды экспорттау туралы келісімге қол қойылды. Келісімнің сәттілігі 1966 жылы сол дизайнның екінші реакторын сатуға әкелді. Бірінші реактор, сол кезде «Раджастан атом электр стансасы» жобасы үшін RAPP 1 деп аталған, 1972 жылы іске қосылды. Реактордың соңғы қалқанының жарылуымен байланысты туындаған мәселе реактордың ұзақ уақытқа тоқтатылуына әкелді, содан кейін реактордың қуаты 100 МВт-қа дейін төмендетілді. 1974 жылы Үндістан алғашқы атом бомбасын сынаған кезде RAPP 2 реакторының құрылысы жалғасып жатқан еді, бұл Канаданың елмен ядролық қарым-қатынасты тоқтатуына себеп болды. Сату келісімінің бір бөлігі – технологияны беру процесі болды. Канада дамудан бас тартқаннан кейін Үндістан ел бойынша CANDU сияқты станциялардың құрылысын жалғастырды. 2010 жылға қарай CANDU реакторлары келесі жерлерде жұмыс істеді: Кайга (3), Какрапар (2), Мадрас (2), Нарора (2), Раджастан (6) және Тарапур (2). Пәкістанда 1966-1971 жылдар аралығында жалпы қуаты 137 МВт болатын Қарачи атом электр стансасы салынды. 1972 жылы AECL итальяндық Italimpianti компаниясымен бірлесіп, Аргентинаның Comision Nacional de Energia Atomica процесіне Пикеринг станциясының негізіндегі жобаны ұсынды. Құрылыс кезіндегі жоғары инфляция үлкен шығындарға әкелді, ал келісімді қайта келісуге жасалған әрекеттер генерал Видела басқарған 1976 жылғы наурыз төңкерісімен тоқтатылды. Эмбальсе атом электр стансасы 1984 жылдың қаңтарында коммерциялық пайдалануға берілді. Канада, Қытай және Аргентина арасында 2007 жылы жасалған келісімді қоса алғанда, елде CANDU 6 реакторларын ашу бойынша келіссөздер жалғасуда, бірақ бүгінгі күнге дейін нақты жоспарлар жарияланбады. 1977 жылы Румыниямен лицензиялық келісімге қол қойылды, ол CANDU 6 дизайнын алғашқы төрт реактор үшін 5 миллион доллардан, ал келесі он екі реактор үшін әрқайсысы 2 миллион доллардан сатуды көзделді. Сонымен қатар, канадалық компаниялар реакторларға әртүрлі жабдықтарды жеткізуге міндеттенді, алғашқы реактордың 800 миллион долларлық құнының шамамен 100 миллион доллары, содан кейін уақыт өте келе төмендеді. 1980 жылы Николае Чаушеску ақшаның орнына тауарлармен төлеуді ұсынды, бұл жағдайда канадалық компоненттердің үлесі артты және екінші реактор канадалық көмекпен салынатын болды. Құрылыс кезеңінде елдегі экономикалық қиындықтар нашарлады. Cernavodă атом электр стансасының бірінші реакторы тек 1996 жылдың сәуірінде іске қосылды, жоспарланған іске қосылғаннан – 1985 жылғы желтоқсаннан кейін он жыл өткен соң. Екінші реакторды аяқтау үшін қосымша несиелер ұйымдастырылды, ол 2007 жылдың қарашасында іске қосылды. 1975 жылдың қаңтарында Оңтүстік Кореяда CANDU 6 реакторының құрылысы туралы келісімге қол қойылды, ол қазір Wolsong 1 атом электр стансасы деп аталады. Құрылыс 1977 жылы басталды, ал коммерциялық пайдалану 1983 жылдың сәуірінде басталды. 1990 жылдың желтоқсанында сол жерде үш қосымша блок құру туралы келісім жасалды, олар 1997-1999 жылдар аралығында іске қосылды. Оңтүстік Корея сонымен қатар Westinghouse компаниясымен озық жүйелі 80 реакторының жобалау және технологияны беру туралы келісімдер жасады, ал болашақ даму осы реактордың жергілікті құрастырылған нұсқаларына негізделген. 1998 жылдың маусымында Қытайдың Циньшань атом электр стансасында CANDU 6 реакторының құрылысы басталды, бұл жоспарланған 11 блоктан тұратын кешеннің үшінші фазасы (4 және 5 блоктары) болды. Коммерциялық пайдалану 2002 жылдың желтоқсанында және 2003 жылдың шілдесінде басталды. Бұл Қытайдағы алғашқы ауыр су реакторлары. Циньшань – ашық үстіңгі реакторлық ғимарат құрылысын қолданған алғашқы CANDU 6 жобасы және коммерциялық пайдалану жоспарланған мерзімнен бұрын басталған алғашқы жоба. CANDU Energy Қытайда маркетингтік күш-жігерін жалғастыруда. Сонымен қатар, Қытай мен Аргентина 700 МВт CANDU 6 реакторының құрылысы үшін келісімге келді. Құрылыстың 2018 жылы Атучада басталуы жоспарланған.

During the 1970s, the international nuclear sales market was extremely competitive, with many national nuclear companies being supported by their governments' foreign embassies. In addition, the pace of construction in the United States had meant that cost overruns and delayed completion was generally over, and subsequent reactors would be cheaper. Canada, a relatively new player on the international market, had numerous disadvantages in these efforts. The CANDU was deliberately designed to reduce the need for very large machined parts, making it suitable for construction by countries without a major industrial base. Sales efforts have had their most success in countries that could not locally build designs from other firms. In the late 1970s, AECL noted that each reactor sale would employ 3,600 Canadians and result in $300 million in balance of payments income. These sales efforts were aimed primarily at countries being run by dictatorships or similar, a fact that led to serious concerns in parliament. These efforts also led to a scandal when it was discovered millions of dollars had been given to foreign sales agents, with little or no record of who they were, or what they did to earn the money. This led to a Royal Canadian Mounted Police investigation after questions were raised about sales efforts in Argentina, and new regulations on full disclosure of fees for future sales. CANDU's first success was the sale of early CANDU designs to India. In 1963, an agreement was signed for export of a 200 MWe power reactor based on the Douglas Point reactor. The success of the deal led to the 1966 sale of a second reactor of the same design. The first reactor, then known as RAPP 1 for "Rajasthan Atomic Power Project", began operation in 1972. A serious problem with cracking of the reactor's end shield led to the reactor being shut down for long periods, and the reactor was finally downrated to 100 MW. Construction of the RAPP 2 reactor was still underway when India detonated its first atomic bomb in 1974, leading to Canada ending nuclear dealings with the country. Part of the sales agreement was a technology transfer process. When Canada withdrew from development, India continued construction of CANDU like plants across the country. By 2010, CANDU based reactors were operational at the following sites: Kaiga (3), Kakrapar (2), Madras (2), Narora (2), Rajasthan (6), and Tarapur (2). In Pakistan, the Karachi Nuclear Power Plant with a gross capacity of 137 MWe was built between 1966 and 1971. In 1972, AECL submitted a design based on the Pickering plant to Argentina's Comision Nacional de Energia Atomica process, in partnership with the Italian company Italimpianti. High inflation during construction led to massive losses, and efforts to re negotiate the deal were interrupted by the March 1976 coup led by General Videla. The Embalse Nuclear Power Station began commercial operation in January 1984. There have been ongoing negotiations to open more CANDU 6 reactors in the country, including a 2007 deal between Canada, China and Argentina, but to date no firm plans have been announced. A licensing agreement with Romania was signed in 1977, selling the CANDU 6 design for $5 million per reactor for the first four reactors, and then $2 million each for the next twelve. In addition, Canadian companies would supply a varying amount of equipment for the reactors, about $100 million of the first reactor's $800 million price tag, and then falling over time. In 1980, Nicolae Ceaușescu asked for a modification to provide goods instead of cash, in exchange the amount of Canadian content was increased and a second reactor would be built with Canadian help. Economic troubles in the country worsened throughout the construction phase. The first reactor of the Cernavodă Nuclear Power Plant only came online in April 1996, a decade after its December 1985 predicted startup. Further loans were arranged for completion of the second reactor, which went online in November 2007. In January 1975, a deal was announced for a single CANDU 6 reactor to be built in South Korea, now known as the Wolsong 1 Power Reactor. Construction started in 1977 and commercial operation began in April 1983. In December 1990 a further deal was announced for three additional units at the same site, which began operation in the period 1997–1999. South Korea also negotiated development and technology transfer deals with Westinghouse for their advanced System 80 reactor design, and all future development is based on locally built versions of this reactor. In June 1998, construction started on a CANDU 6 reactor in Qinshan China Qinshan Nuclear Power Plant, as Phase III (units 4 and 5) of the planned 11 unit facility. Commercial operation began in December 2002 and July 2003, respectively. These are the first heavy water reactors in China. Qinshan is the first CANDU 6 project to use open top reactor building construction, and the first project where commercial operation began earlier than the projected date. CANDU Energy is continuing marketing efforts in China. In addition, China and Argentina have agreed a contract to build a 700 MWe CANDU 6 derived reactor. Construction is planned to start in 2018 at Atucha.

Экономикалық нәтижелер

Кез келген электр стансасынан алынған электр энергиясының құны шамамен бірдей факторларды есепке алу арқылы анықталады: құрылысқа кеткен капиталдық шығындар немесе осы капиталды қамтамасыз ету үшін алынған несиелер бойынша төлемдер, ватт-сағатқа шаққандағы отын құны, сондай-ақ тұрақты және өзгермелі техникалық қызмет көрсету ақылары. Ядролық энергия жағдайында, әдетте, екі қосымша шығын да ескеріледі: радиоактивті қалдықтарды тұрақты түрде жою және станцияның қызмет мерзімі біткеннен кейін оны консервациялау шығындары. Жалпы алғанда, ядролық энергияның бағасын капиталдық шығындар анықтайды, өйткені өндірілетін энергияның мөлшері отын мен техникалық қызмет көрсетуге кеткен шығындардан әлдеқайда артық. Дүниежүзілік ядролық қауымдастығының есебуынша, барлық өңдеу процестерін қоса алғанда, отын құны бір киловатт-сағатқа бір центтен (0,01 АҚШ долларынан) кем. CANDU реакторларының экономикалық көрсеткіштері туралы ақпарат толық емес; реакторлардың көп бөлігі Онтарио провинциясында орналасқан, бұл сонымен қатар ірі CANDU операторлары арасында ең көп ашық ақпаратты ұсынады. Онтарионың таза ауа альянсы (OCAA) және Pembina сияқты бірнеше ұйымдар Онтариодағы барлық CANDU жобаларының бюджеттен кемінде 25% асып кеткенін, ал орташа есеп бойынша 150% жоғары шығынға жұмсалғанын мәлімдеді. Алайда, бұл тұжырым "күнделікті доллар" бағаларына негізделген, олар инфляцияға сәйкес келтірілмеген. Инфляцияны ескергенде, Дарлингтоннан басқа барлық станциялар бюджетке сәйкес немесе одан төмен шығынмен салынды. Инфляцияны ескергенімен, Дарлингтон жобасы бастапқы бағалаудан екі есеге жуық бюджеттен асып кетті, бірақ жоба ортасынан тоқтатылғандықтан, жоғары пайыздық ставкалар кезеңінде қосымша пайыздық төлемдер туындады, бұл күтпеген жағдай еді. 1980 жылдары Пикеринг А реакторларындағы қысымды құбырлар күтпегендей сутегінің әсерінен сынығыш болуына байланысты жобалық мерзімінен бұрын ауыстырылды. Кейінгі реакторларда мұндай мәселелерді кең ауқымды тексерулер мен техникалық қызмет көрсету арқылы болдырмауға қол жеткізілді. 1999 жылы Пикеринг А және Брюс А реакторларының барлығы жұмысын жақсартуға бағытталған Пикеринг, Брюс және Дарлингтон станцияларындағы жаңа буынға назар аудару үшін жабылды. Пикеринг А реакторларын қайта іске қосу алдында OPG шектеулі жөндеу бағдарламасын іске асырды. Жобаның жеткіліксіз жоспарланған көлеміне байланысты бастапқы шығын және уақыт бағалаулары нақты уақыт пен шығындардан әлдеқайда төмен болды, соның салдарынан Пикеринг 2 және 3 бөлімдері коммерциялық себептермен қайта іске қосылмады. Бұл бюджеттен асып кету Брюсте де қайталанды, 3 және 4 бөлімдер бюджеттен 90% артық шығынға жұмсалды, ал Gentilly 2 станциясы 2012 жылдың 28 желтоқсанында жабылды. Болжамды капиталдық шығындардың төмендігі және отын мен техникалық қызмет көрсетудің төмен құны ескерілгенде, 1994 жылы CANDU станцияларынан алынған электр энергиясының құны 5 цент/кВт-сағаттан кем болады деп болжалды. 1999 жылы Ontario Hydro таратылып, оның электр энергиясын өндіру кәсіпорындары Ontario Power Generation (OPG) болып қайта құрылды. Мұрагер компанияларды жеке инвесторлар үшін тартымды ету үшін 19,4 миллиард долларлық "қаржылық ауырлықтағы қарыз" Онтарио электр қаржы корпорациясының бақылауына берілді. Бұл қарыз түрлі көздерден, соның ішінде барлық электр энергиясына 0,7 цент/кВт-сағат тариф, барлық операциялық компаниялар төлеген табыс салығы және OPG мен Hydro One төлеген дивидендтер арқылы бірте-бірте төленеді. 2022 жылдың қазанына қарай Дарлингтон станциясы барлық төрт бөлімшесінің 10 жылдық күрделі жөндеу жобасының соңғы жартысына енді, олар жобалық мерзімінің ортасына жетті. Бюджет 12,5 миллиард долларды құрайды және 6-8 цент/кВт-сағаттан электр энергиясын өндіру жоспарланған. Қазіргі уақытта жоба уақытылы және бюджетке сәйкес орындалуда. Дарлингтонның 1, 3 және 4 бөлімдері орташа жылдық қуаттылық коэффициенті 85% болса, 2-ші бөлім 78% қуаттылық коэффициентімен жұмыс істеді. 2010 жылға қарай Пикеринг және Брюстегі жөнделген бөлімдердің өмірлік қуаттылық коэффициенті 59-69% аралығында болды. Бұл бөлімдердің қайта құбырландыру және жөндеу жұмыстары үшін бірнеше жылға жабылу кезеңдерін қамтиды. Жөндеуден кейінгі қуаттылық коэффициенттері әлдеқайда жоғары: Брюс А1 90,78%, Брюс А2 90,38% (2013+), Пикеринг А1 71,18% және Пикеринг А4 70,38%. 2009 жылы Брюс А станциясының 3 және 4 бөлімдерінің қуаттылық коэффициенттері тиісінше 80,5% және 76,7% болды, бұл жылы олар үлкен вакуумдік ғимарат ақаулығына тап болды.

The cost of electricity from any power plant can be calculated by roughly the same selection of factors: capital costs for construction or the payments on loans made to secure that capital, the cost of fuel on a per watt hour basis, and fixed and variable maintenance fees. In the case of nuclear power, one normally includes two additional costs, the cost of permanent waste disposal, and the cost of decommissioning the plant when its useful lifetime is over. Generally, the capital costs dominate the price of nuclear power, as the amount of power produced is so large that it overwhelms the cost of fuel and maintenance. The World Nuclear Association calculates that the cost of fuel, including all processing, accounts for less than one cent (US$0.01) per kWh. Information on economic performance on CANDU is somewhat lopsided; the majority of reactors are in Ontario, which is also the "most public" among the major CANDU operators. Several anti nuclear organizations like the Ontario Clean Air Alliance (OCAA) and Pembina have claimed that every CANDU design in Ontario went over budget by at least 25%, and average over 150% higher than estimated. However, this is predicated on using "dollar of the day" figures that are not adjusted for inflation. With inflation accounted for, all plants were on or under budget with the exception of Darlington. Even accounting for inflation, Darlington went far over budget, at almost double the original estimate, but this project was stopped in progress thereby incurring additional interest charges during a period of high interest rates, which is a special situation that was not expected to repeat itself. In the 1980s, the pressure tubes in the Pickering A reactors were replaced ahead of design life due to unexpected deterioration caused by hydrogen embrittlement. Extensive inspection and maintenance has avoided this problem in later reactors. All the Pickering A and Bruce A reactors were shut down in 1999 in order to focus on restoring operational performance in the later generations at Pickering, Bruce, and Darlington. Before restarting the Pickering A reactors, OPG undertook a limited refurbishment program. The original cost and time estimates based on inadequate project scope development were greatly below the actual time and cost and it was determined that Pickering units 2 and 3 would not be restarted for commercial reasons. These overruns were repeated at Bruce, with Units 3 and 4 running 90% over budget. and Gentilly 2 plant was shut down on 28 December 2012. Based on the projected capital costs, and the low cost of fuel and in service maintenance, in 1994 power from CANDU was predicted to be well under 5 cents/kWh. In 1999, Ontario Hydro was broken up and its generation facilities re formed into Ontario Power Generation (OPG). In order to make the successor companies more attractive for private investors, $19.4 billion in "stranded debt" was placed in the control of the Ontario Electricity Financial Corporation. This debt is slowly paid down through a variety of sources, including a 0.7 cent/kWh tariff on all power, all income taxes paid by all operating companies, and all dividends paid by the OPG and Hydro One. As of October 2022, Darlington is into the final half of the 10 year major refurbishment project of all four units, having reached their design mid life. The budget is set at $12.5 billion, and planned to produce power at 6 to 8 cents/kWh. The project is currently on time and on budget. Darlington Units 1, 3 and 4 have operated with an average lifetime annual capacity factor of 85% and Unit 2 with a capacity factor of 78%, As of 2010, refurbished units at Pickering and Bruce had lifetime capacity factors between 59 and 69%. This includes periods of several years while the units were shut down for the retubing and refurbishing. Post refurbishment capacity factors are much higher with Bruce A1 at 90.78%, Bruce A2 at 90.38% (2013+), Pickering A1 at 71.18% and Pickering A4 at 70.38%. In 2009, Bruce A units 3 and 4 had capacity factors of 80.5% and 76.7% respectively, in a year when they had a major Vacuum Building outage.