Reactor CANDU

El CANDU ( CANada Deuterium Uranium ) es un diseño de reactor de agua pesada presurizada canadiense utilizado para generar energía eléctrica. ^[1] El acrónimo se refiere a su moderador de óxido de deuterio ( agua pesada ) y su uso de combustible de uranio (originalmente, natural ) . Los reactores CANDU fueron desarrollados por primera vez a fines de la década de 1950 y en la década de 1960 por una asociación entre Atomic Energy of Canada Limited (AECL), la Hydro-Electric Power Commission of Ontario , Canadian General Electric y otras empresas.

Ha habido dos tipos principales de reactores CANDU, el diseño original de alrededor de 500  MW _e que estaba destinado a ser utilizado en instalaciones de múltiples reactores en plantas grandes, y el CANDU 6 racionalizado en la clase de 600 MW _e que está diseñado para ser utilizado en unidades independientes individuales o en pequeñas plantas de múltiples unidades. Las unidades CANDU 6 se construyeron en Quebec y Nuevo Brunswick , así como en Pakistán, Argentina, Corea del Sur, Rumania y China. Un solo ejemplo de un diseño no CANDU 6 se vendió a la India. El diseño de múltiples unidades se utilizó solo en Ontario , Canadá, y creció en tamaño y potencia a medida que se instalaban más unidades en la provincia, alcanzando ~880 MW _e en las unidades instaladas en la Central Nuclear de Darlington . Un esfuerzo por racionalizar las unidades más grandes de una manera similar a CANDU 6 condujo al CANDU 9 .

A principios de la década de 2000, las perspectivas de venta de los diseños originales CANDU estaban disminuyendo debido a la introducción de diseños más nuevos de otras empresas. AECL respondió cancelando el desarrollo de CANDU 9 y pasando al diseño de reactor CANDU avanzado (ACR). ACR no pudo encontrar compradores; su última venta potencial fue para una expansión en Darlington, pero se canceló en 2009. En octubre de 2011, el Gobierno Federal de Canadá licenció el diseño CANDU a Candu Energy (una subsidiaria de propiedad absoluta de SNC-Lavalin, ahora AtkinsRéalis Group Inc. ), que también adquirió la antigua división de desarrollo y comercialización de reactores de AECL en ese momento. Candu Energy ofrece servicios de soporte para sitios existentes y está completando instalaciones anteriormente estancadas en Rumania y Argentina a través de una asociación con China National Nuclear Corporation . SNC Lavalin, el sucesor de AECL, está buscando nuevas ventas de reactores CANDU 6 en Argentina (Atucha 3), así como en China y Gran Bretaña. El esfuerzo de ventas para el reactor ACR ha terminado.

En 2017, una consulta con la industria llevó a Recursos Naturales de Canadá a establecer una "Hoja de ruta de SMR" ^[2] orientada al desarrollo de pequeños reactores modulares . En respuesta, SNC-Lavalin desarrolló una versión de SMR de 300 MW _del CANDU, el CANDU SMR , que comenzó a destacar en su sitio web. ^[3] En 2020, el CANDU SMR no fue seleccionado para un trabajo de diseño adicional para un proyecto de demostración canadiense. SNC-Lavalin todavía está considerando comercializar un SMR de 300 MW en parte debido a la demanda proyectada debido a la mitigación del cambio climático . ^[4]

El funcionamiento básico del diseño CANDU es similar al de otros reactores nucleares. Las reacciones de fisión en el núcleo del reactor calientan el agua presurizada en un circuito de refrigeración primario . Un intercambiador de calor , también conocido como generador de vapor , transfiere el calor a un circuito de refrigeración secundario , que alimenta una turbina de vapor con un generador eléctrico conectado a ella (para un ciclo termodinámico Rankine típico ). El vapor de escape de las turbinas se enfría, se condensa y se devuelve como agua de alimentación al generador de vapor. El enfriamiento final a menudo utiliza agua de refrigeración de una fuente cercana, como un lago, un río o el océano. Las plantas CANDU más nuevas, como la central nuclear de Darlington cerca de Toronto , Ontario, utilizan un difusor para distribuir el agua de salida caliente sobre un volumen mayor y limitar los efectos sobre el medio ambiente. Aunque todas las plantas CANDU hasta la fecha han utilizado refrigeración de ciclo abierto, los diseños modernos de CANDU son capaces de utilizar torres de refrigeración en su lugar. ^[5]

El diseño CANDU difiere de la mayoría de los demás diseños en los detalles del núcleo fisible y del circuito de refrigeración primario. El uranio natural consiste en una mezcla de uranio-238 principalmente con pequeñas cantidades de uranio-235 y trazas de otros isótopos. La fisión en estos elementos libera neutrones de alta energía , que pueden hacer que otros átomos ^{de 235} U en el combustible también sufran fisión. Este proceso es mucho más efectivo cuando las energías de los neutrones son mucho más bajas que las que las reacciones liberan naturalmente. La mayoría de los reactores utilizan algún tipo de moderador de neutrones para reducir la energía de los neutrones, o " termalizarlos ", lo que hace que la reacción sea más eficiente. La energía perdida por los neutrones durante este proceso de moderación calienta el moderador, y este calor se extrae para generar energía.

La mayoría de los diseños de reactores comerciales utilizan agua normal como moderador. El agua absorbe algunos de los neutrones, lo suficiente como para que no sea posible mantener la reacción en marcha en uranio natural. CANDU reemplaza esta agua "ligera" con agua pesada . El neutrón adicional del agua pesada disminuye su capacidad para absorber el exceso de neutrones, lo que resulta en una mejor economía de neutrones . Esto permite que CANDU funcione con uranio natural no enriquecido o uranio mezclado con una amplia variedad de otros materiales como plutonio y torio . Este fue un objetivo principal del diseño de CANDU; al operar con uranio natural, se elimina el costo del enriquecimiento. Esto también presenta una ventaja en términos de proliferación nuclear , ya que no hay necesidad de instalaciones de enriquecimiento, que también podrían usarse para armas.

En los diseños convencionales de reactores de agua ligera (LWR), todo el núcleo fisible se coloca en un gran recipiente a presión . La cantidad de calor que se puede eliminar con una unidad de refrigerante es una función de la temperatura; al presurizar el núcleo, el agua se puede calentar a temperaturas mucho mayores antes de hervir , lo que elimina más calor y permite que el núcleo sea más pequeño y más eficiente.

La construcción de un recipiente de presión del tamaño requerido es un desafío importante y, en el momento del diseño del CANDU, la industria pesada de Canadá carecía de la experiencia y la capacidad necesarias para moldear y mecanizar recipientes de presión para reactores del tamaño requerido. Este problema se ve amplificado por la menor densidad fisible del combustible de uranio natural, que requiere un núcleo de reactor más grande. Este problema era tan importante que incluso el recipiente de presión relativamente pequeño originalmente previsto para su uso en el NPD antes de su rediseño a mitad de la construcción no pudo fabricarse en el país y tuvo que fabricarse en Escocia. Se pensaba que era muy poco probable que se desarrollara en el país la tecnología necesaria para producir recipientes de presión del tamaño requerido para reactores de potencia moderados por agua pesada a escala comercial. ^[6]

En CANDU, los haces de combustible de unos 10 cm de diámetro están compuestos por muchos tubos metálicos más pequeños. Los haces están contenidos en tubos de presión dentro de un recipiente más grande que contiene agua pesada adicional que actúa únicamente como moderador. Este recipiente más grande, conocido como calandria, no está presurizado y permanece a temperaturas mucho más bajas, lo que hace que sea mucho más fácil de fabricar. Para evitar que el calor de los tubos de presión se filtre al moderador circundante, cada tubo de presión está encerrado en un tubo de calandria. El gas de dióxido de carbono en el espacio entre los dos tubos actúa como aislante. El tanque moderador también actúa como un gran disipador de calor que proporciona una característica de seguridad adicional.

En un reactor de agua presurizada convencional , para reabastecer el sistema es necesario apagar el núcleo y abrir el recipiente de presión. En el sistema CANDU, solo es necesario despresurizar el tubo único que se está reabasteciendo. Esto permite que el sistema CANDU se reabastezca continuamente sin apagarse, otro objetivo de diseño importante. En los sistemas modernos, dos máquinas robóticas se adhieren a las caras del reactor y abren las tapas de los extremos de un tubo de presión. Una máquina empuja el nuevo combustible, mientras que el combustible agotado se expulsa y se recoge en el otro extremo. Una ventaja operativa significativa del reabastecimiento en línea es que un haz de combustible defectuoso o con fugas se puede retirar del núcleo una vez que se ha localizado, lo que reduce los niveles de radiación en el circuito de refrigeración primario.

Cada haz de combustible es un cilindro ensamblado a partir de tubos delgados llenos de pastillas de cerámica de combustible de óxido de uranio (elementos combustibles). En diseños más antiguos, el haz tenía 28 o 37 elementos combustibles de medio metro de largo con 12-13 de estos conjuntos colocados de extremo a extremo en un tubo de presión. El haz CANFLEX más nuevo tiene 43 elementos combustibles, con dos tamaños de elemento (para que la potencia nominal se pueda aumentar sin fundir los elementos combustibles más calientes). Tiene aproximadamente 10 centímetros (3,9 pulgadas) de diámetro, 0,5 metros (20 pulgadas) de largo, pesa aproximadamente 20 kilogramos (44 libras) y está destinado a reemplazar eventualmente al haz de 37 elementos. Para permitir que los neutrones fluyan libremente entre los haces, los tubos y los haces están hechos de zircaloy transparente a los neutrones ( circonio + 2,5% en peso de niobio ).

El uranio natural es una mezcla de isótopos : aproximadamente 99,28% de uranio-238 y 0,72% de uranio-235 por fracción atómica. Los reactores nucleares suelen funcionar a potencia constante durante largos periodos de tiempo, lo que requiere una tasa de fisión constante a lo largo del tiempo. Para mantener constante la tasa de fisión, los neutrones liberados por la fisión deben producir un número igual de fisiones en otros átomos de combustible. Este equilibrio se conoce como " criticidad ". Los neutrones liberados por la fisión nuclear son bastante energéticos y no son fácilmente absorbidos (o "capturados") por el material fisible circundante . Para mejorar la tasa de captura, la energía de los neutrones debe reducirse, o "moderarse", para que sea lo más baja posible. En la práctica, el límite inferior de energía es la energía en la que los neutrones están en equilibrio térmico con el moderador. Cuando los neutrones se acercan a este límite inferior de energía, se los denomina " neutrones térmicos ".

Durante la moderación, ayuda a separar los neutrones y el uranio, ya que ^{el 238} U tiene una gran afinidad por los neutrones de energía intermedia (absorción por "resonancia"), pero solo se fisiona fácilmente por los pocos neutrones energéticos por encima de ≈1,5–2  MeV . Dado que la mayor parte del material combustible suele ser ²³⁸ U, la mayoría de los diseños de reactores se basan en barras de combustible delgadas separadas por un moderador, lo que permite que los neutrones viajen en el moderador antes de ingresar nuevamente al combustible. Se liberan más neutrones que el mínimo necesario para mantener la reacción en cadena; cuando el uranio-238 absorbe neutrones, se crea plutonio, que ayuda a compensar el agotamiento del uranio-235. Finalmente, la acumulación de productos de fisión que absorben más neutrones que ^{el 238} U ralentiza la reacción y requiere reabastecimiento de combustible.

El agua ligera es un moderador excelente: los átomos de hidrógeno ligero tienen una masa muy similar a la de un neutrón y pueden absorber mucha energía en una sola colisión (como una colisión de dos bolas de billar). Sin embargo, el hidrógeno ligero puede absorber neutrones, lo que reduce la cantidad disponible para reaccionar con la pequeña cantidad de ²³⁵ U en el uranio natural, lo que evita la criticidad. Para permitir la criticidad, el combustible debe enriquecerse , lo que aumenta la cantidad de ²³⁵ U hasta un nivel utilizable. En los reactores de agua ligera , el combustible se enriquece normalmente entre un 2% y un 5% ^{de 235} U (la fracción restante con menos ²³⁵ U se denomina uranio empobrecido ). Las instalaciones de enriquecimiento son caras de construir y operar. También pueden plantear un problema de proliferación , ya que se pueden utilizar para enriquecer el ²³⁵ U mucho más, hasta material apto para armas (90% o más de ²³⁵ U). Esto se puede remediar si el combustible es suministrado y reprocesado por un proveedor aprobado internacionalmente .

La principal ventaja del moderador de agua pesada sobre el agua ligera es la absorción reducida de los neutrones que sostienen la reacción en cadena, lo que permite una menor concentración de átomos fisionables (hasta el punto de utilizar combustible de uranio natural no enriquecido). El deuterio ("hidrógeno pesado") ya tiene el neutrón adicional que absorbería el hidrógeno ligero, lo que reduce la tendencia a capturar neutrones. El deuterio tiene el doble de masa que un solo neutrón (en comparación con el hidrógeno ligero, que tiene aproximadamente la misma masa); el desajuste significa que se necesitan más colisiones para moderar los neutrones, lo que requiere un mayor espesor de moderador entre las barras de combustible. Esto aumenta el tamaño del núcleo del reactor y la fuga de neutrones. También es la razón práctica para el diseño de calandria, de lo contrario, se necesitaría un recipiente a presión muy grande. ^[7] La ​​baja densidad de ²³⁵ U en el uranio natural también implica que se consumirá menos combustible antes de que la tasa de fisión caiga demasiado para mantener la criticidad, porque la relación de ²³⁵ U a productos de fisión + ²³⁸ U es menor. En el caso de los reactores CANDU, la mayor parte del moderador se encuentra a temperaturas más bajas que en otros diseños, lo que reduce la dispersión de velocidades y la velocidad general de las partículas del moderador. Esto significa que la mayoría de los neutrones terminarán a una energía más baja y tendrán más probabilidades de causar fisión, por lo que el CANDU no solo "quema" uranio natural, sino que también lo hace de manera más efectiva. En general, los reactores CANDU utilizan entre un 30 y un 40 % menos de uranio extraído que los reactores de agua ligera por unidad de electricidad producida. Esta es una ventaja importante del diseño de agua pesada; no solo requiere menos combustible, sino que, como el combustible no tiene que enriquecerse, también es mucho menos costoso.

Otra característica única de la moderación con agua pesada es la mayor estabilidad de la reacción en cadena . Esto se debe a la energía de enlace relativamente baja del núcleo de deuterio (2,2 MeV), lo que hace que algunos neutrones energéticos y, especialmente, los rayos gamma rompan los núcleos de deuterio para producir neutrones adicionales. Tanto los rayos gamma producidos directamente por la fisión como por la desintegración de los fragmentos de fisión tienen suficiente energía, y las vidas medias de los fragmentos de fisión varían de segundos a horas o incluso años. La respuesta lenta de estos neutrones generados por los rayos gamma retrasa la respuesta del reactor y da a los operadores tiempo adicional en caso de emergencia. Dado que los rayos gamma viajan metros a través del agua, una mayor velocidad de reacción en cadena en una parte del reactor producirá una respuesta del resto del reactor, lo que permitirá que varias retroalimentaciones negativas estabilicen la reacción.

Por otra parte, los neutrones de fisión se ralentizan completamente antes de llegar a otra barra de combustible, lo que significa que los neutrones tardan más tiempo en llegar de una parte del reactor a la otra. Por lo tanto, si la reacción en cadena se acelera en una sección del reactor, el cambio se propagará lentamente al resto del núcleo, lo que da tiempo para responder en caso de emergencia. La independencia de las energías de los neutrones con respecto al combustible nuclear utilizado es lo que permite tal flexibilidad de combustible en un reactor CANDU, ya que cada haz de combustible experimentará el mismo entorno y afectará a sus vecinos de la misma manera, ya sea uranio-235, uranio-233 o plutonio .

Canadá desarrolló el diseño moderado por agua pesada en la era posterior a la Segunda Guerra Mundial para explorar la energía nuclear mientras carecía de acceso a instalaciones de enriquecimiento. Los sistemas de enriquecimiento de la época de la guerra eran extremadamente costosos de construir y operar, mientras que la solución de agua pesada permitió el uso de uranio natural en el reactor experimental ZEEP . Se desarrolló un sistema de enriquecimiento mucho menos costoso, pero Estados Unidos clasificó el trabajo sobre el proceso de centrifugación de gas más económico . Por lo tanto, el CANDU fue diseñado para utilizar uranio natural.

El CANDU incluye en su diseño una serie de características de seguridad activa y pasiva. Algunas de ellas son un efecto secundario de la disposición física del sistema.

Los diseños CANDU tienen un coeficiente de vacío positivo , así como un coeficiente de potencia pequeño, que normalmente se considera malo en el diseño de reactores. Esto implica que el vapor generado en el refrigerante aumentará la velocidad de reacción, lo que a su vez generaría más vapor. Esta es una de las muchas razones de la masa más fría del moderador en la calandria, ya que incluso un incidente de vapor grave en el núcleo no tendría un impacto importante en el ciclo de moderación general. Solo si el moderador comienza a hervir, habría un efecto significativo, y la gran masa térmica asegura que esto ocurrirá lentamente. La respuesta deliberadamente "lenta" del proceso de fisión en CANDU permite a los controladores más tiempo para diagnosticar y abordar los problemas. ^[8]

Los canales de combustible sólo pueden mantener su criticidad si son mecánicamente sólidos. Si la temperatura de los haces de combustible aumenta hasta el punto en que son mecánicamente inestables, su disposición horizontal significa que se doblarán por la gravedad, cambiando la disposición de los haces y reduciendo la eficiencia de las reacciones. Debido a que la disposición original del combustible es óptima para una reacción en cadena, y el combustible de uranio natural tiene poco exceso de reactividad, cualquier deformación significativa detendrá la reacción de fisión entre pastillas de combustible. Esto no detendrá la producción de calor a partir de la descomposición del producto de fisión, que seguiría suministrando una salida de calor considerable. Si este proceso debilita aún más los haces de combustible, el tubo de presión en el que se encuentran eventualmente se doblará lo suficiente como para tocar el tubo de calandria, permitiendo que el calor se transfiera de manera eficiente al tanque moderador. El recipiente moderador tiene una capacidad térmica considerable por sí solo y normalmente se mantiene relativamente frío. ^[8]

El calor generado por los productos de fisión sería inicialmente de alrededor del 7% de la potencia total del reactor, lo que requiere una refrigeración significativa. Los diseños CANDU tienen varios sistemas de refrigeración de emergencia, además de tener una capacidad limitada de autobombeo a través de medios térmicos (el generador de vapor está muy por encima del reactor). Incluso en el caso de un accidente catastrófico y fusión del núcleo , el combustible no es crítico en agua ligera. ^[8] Esto significa que enfriar el núcleo con agua de fuentes cercanas no aumentará la reactividad de la masa de combustible.

Normalmente, la velocidad de fisión se controla mediante compartimentos de agua ligera llamados controladores de zona líquida, que absorben el exceso de neutrones, y mediante barras de ajuste, que se pueden subir o bajar en el núcleo para controlar el flujo de neutrones. Se utilizan para el funcionamiento normal, lo que permite a los controladores ajustar la reactividad en toda la masa de combustible, ya que las diferentes partes normalmente se quemarían a diferentes velocidades según su posición. Las barras de ajuste también se pueden utilizar para ralentizar o detener la criticidad. Debido a que estas barras se insertan en la calandria de baja presión, no en los tubos de combustible de alta presión, no serían "expulsadas" por el vapor, un problema de diseño para muchos reactores de agua presurizada.

También hay dos sistemas de apagado de seguridad independientes y de acción rápida. Las barras de apagado se mantienen por encima del reactor mediante electroimanes y caen por gravedad al núcleo para terminar rápidamente la criticidad. Este sistema funciona incluso en caso de un corte total de energía, ya que los electroimanes solo mantienen las barras fuera del reactor cuando hay energía disponible. Un sistema secundario inyecta una solución absorbente de neutrones de nitrato de gadolinio a alta presión en la calandria. ^[9]

Un diseño de agua pesada puede sostener una reacción en cadena con una concentración menor de átomos fisionables que los reactores de agua ligera, lo que le permite utilizar algunos combustibles alternativos; por ejemplo, " uranio recuperado " (RU) de combustible LWR usado. CANDU fue diseñado para uranio natural con solo 0,7%  ²³⁵ U, por lo que el uranio reprocesado con 0,9%  ²³⁵ U es un combustible comparativamente rico. Esto extrae un 30-40% adicional de energía del uranio. El reactor CANDU de Qinshan en China ha utilizado uranio recuperado. ^[10] El proceso DUPIC ( Uso directo del combustible gastado PWR en CANDU ) en desarrollo puede reciclarlo incluso sin reprocesamiento. El combustible se sinteriza en aire (oxidado), luego en hidrógeno (reducido) para descomponerlo en un polvo, que luego se forma en pastillas de combustible CANDU.

Los reactores CANDU también pueden generar combustible a partir del torio, que es más abundante . La India está investigando esta posibilidad para aprovechar sus reservas naturales de torio. ^[1]

Incluso mejor que los reactores de agua dulce , el CANDU puede utilizar una mezcla de óxidos de uranio y plutonio ( combustible MOX ), el plutonio procedente de armas nucleares desmanteladas o combustible de reactor reprocesado. La mezcla de isótopos del plutonio reprocesado no es atractiva para las armas, pero se puede utilizar como combustible (en lugar de ser simplemente un residuo nuclear), mientras que el consumo de plutonio apto para armas elimina el riesgo de proliferación. Si el objetivo es explícitamente utilizar plutonio u otros actínidos del combustible gastado, se proponen combustibles especiales de matriz inerte para hacerlo de manera más eficiente que el MOX. Dado que no contienen uranio, estos combustibles no generan plutonio adicional.

La economía de neutrones de la moderación de agua pesada y el control preciso del reabastecimiento en línea permiten a CANDU utilizar una amplia gama de combustibles distintos del uranio enriquecido, por ejemplo, uranio natural, uranio reprocesado, torio , plutonio y combustible LWR usado. Dado el costo del enriquecimiento, esto puede hacer que el combustible sea mucho más barato. Hay una inversión inicial en las toneladas de agua pesada de 99,75% de pureza ^[11] para llenar el núcleo y el sistema de transferencia de calor. En el caso de la planta de Darlington, los costos publicados como parte de una solicitud de la ley de libertad de información estiman el costo de la planta durante la noche (cuatro reactores que suman una capacidad neta _de 3.512 MW ) en 5.117 millones de dólares canadienses (unos 4.200 millones de dólares estadounidenses al tipo de cambio de principios de los años 1990). Los costos totales de capital, incluidos los intereses, fueron de 14.319 millones de dólares canadienses (unos 11.900 millones de dólares estadounidenses), de los cuales 1.528 millones de dólares, o el 11%, correspondieron al agua pesada. ^[12]

Dado que el agua pesada es menos eficiente que el agua ligera para frenar los neutrones, ^[13] CANDU necesita una mayor relación moderador-combustible y un núcleo más grande para la misma potencia de salida. Aunque un núcleo basado en calandria es más barato de construir, su tamaño aumenta el coste de las características estándar como el edificio de contención . En general, la construcción y las operaciones de la planta nuclear suponen aproximadamente el 65% del coste total de vida útil; en el caso de CANDU, los costes están dominados aún más por la construcción. El abastecimiento de combustible de CANDU es más barato que el de otros reactores, ya que cuesta solo aproximadamente el 10% del total, por lo que el precio total por kWh de electricidad es comparable. El reactor CANDU avanzado (ACR) de próxima generación mitiga estas desventajas al tener un refrigerante de agua ligera y utilizar un núcleo más compacto con menos moderador.

Cuando se introdujeron por primera vez, los CANDU ofrecían un factor de capacidad (relación entre la energía generada y la que se generaría al funcionar a plena potencia, el 100% del tiempo) mucho mejor que los LWR de una generación similar. Los diseños de agua ligera dedicaban, en promedio, aproximadamente la mitad del tiempo a recargarse o a realizar tareas de mantenimiento. Desde la década de 1980, las mejoras espectaculares en la gestión de las interrupciones de los LWR ^{[ ¿cuáles? ]} han reducido la brecha, y varias unidades han logrado factores de capacidad de ~90% y superiores, con un rendimiento general de la flota estadounidense del 92% en 2010. ^[14] Los reactores CANDU 6 de última generación tienen un factor de capacidad del 88-90%, pero el rendimiento general está dominado por las unidades canadienses más antiguas con factores de capacidad del orden del 80%. ^[15] Las unidades renovadas habían demostrado históricamente un rendimiento deficiente, del orden del 65%. ^[16] Esto ha mejorado desde entonces con el regreso a la operación de las unidades A1 y A2 de Bruce, que tienen factores de capacidad posteriores a la remodelación (2013+) de 90,78% y 90,38%, respectivamente. ^[17]

Algunas plantas CANDU sufrieron sobrecostos durante la construcción, a menudo debido a factores externos como la acción del gobierno. ^[18] Por ejemplo, una serie de retrasos impuestos en la construcción llevaron a que el costo de la Central Nuclear de Darlington cerca de Toronto, Ontario, se duplicara aproximadamente. Los problemas técnicos y los rediseños añadieron otros mil millones al precio resultante de 14.400 millones de dólares. ^[19] En cambio, en 2002 se completaron dos reactores CANDU 6 en Qinshan (China) dentro del plazo y el presupuesto previstos, un logro atribuido a un estricto control sobre el alcance y el cronograma. ^[20]

En términos de salvaguardias contra la proliferación de armas nucleares , los CANDU cumplen un nivel similar de certificación internacional que otros reactores. ^[21] El plutonio para la primera detonación nuclear de la India, la Operación Smiling Buddha en 1974, se produjo en un reactor CIRUS suministrado por Canadá y parcialmente pagado por el gobierno canadiense utilizando agua pesada suministrada por los Estados Unidos. ^[22] Además de sus dos reactores PHWR, la India tiene algunos reactores de agua pesada presurizada (PHWR) salvaguardados basados ​​en el diseño CANDU, y dos reactores de agua ligera salvaguardados suministrados por los Estados Unidos. Se ha extraído plutonio del combustible gastado de todos estos reactores; ^[23] La India depende principalmente de un reactor militar diseñado y construido por la India llamado Dhruva . ​​Se cree que el diseño se deriva del reactor CIRUS, y que el Dhruva se está ampliando para una producción de plutonio más eficiente. Se cree que este reactor es el que produjo el plutonio para las pruebas nucleares más recientes de la India (1998) de la Operación Shakti . ^[24]

Aunque el agua pesada es relativamente inmune a la captura de neutrones, una pequeña cantidad del deuterio se convierte de esta manera en tritio . Este tritio se extrae de algunas plantas CANDU en Canadá, principalmente para mejorar la seguridad en caso de fuga de agua pesada. El gas se almacena y se utiliza en una variedad de productos comerciales, en particular sistemas de iluminación "sin energía" y dispositivos médicos. En 1985, lo que entonces era Ontario Hydro desató la controversia en Ontario debido a sus planes de vender tritio a los Estados Unidos. El plan, por ley, implicaba ventas solo para aplicaciones no militares, pero algunos especularon que las exportaciones podrían haber liberado tritio estadounidense para el programa de armas nucleares de los Estados Unidos. Las demandas futuras parecen superar la producción, en particular las demandas de futuras generaciones de reactores de fusión experimentales como ITER , con hasta 10 kg de tritio que se requieren para poner en marcha un reactor de fusión y, por lo tanto, se requieren docenas de kilogramos para una flota. En 2003, en las instalaciones de separación de Darlington se recuperaban anualmente entre 1,5 y 2,1 kilogramos (3,3 y 4,6 libras) de tritio, de los cuales se vendía una pequeña fracción. ^{[25] : 10} En consecuencia, en 2024 los Laboratorios Nucleares Canadienses anunciaron un programa de décadas de duración para renovar las plantas CANDU existentes y equiparlas con instalaciones de reproducción de tritio. ^[26]

La serie de pruebas de la Operación Shakti de 1998 en la India incluyó una bomba de unos 45 kilotones de TNT (190 TJ) de potencia, que la India ha afirmado públicamente que era una bomba de hidrógeno. Un comentario informal en la publicación de BARC Heavy Water – Properties, Production and Analysis parece sugerir que el tritio se extrajo del agua pesada en los reactores CANDU y PHWR en funcionamiento comercial. Janes Intelligence Review cita al presidente de la Comisión de Energía Atómica de la India, que admitió la existencia de una planta de extracción de tritio, pero se negó a hacer comentarios sobre su uso. ^[27] La ​​India también es capaz de crear tritio de manera más eficiente mediante la irradiación de litio-6 en los reactores.

El tritio , ³ H, es un isótopo radiactivo del hidrógeno , con una vida media de 12,3 años. Se produce en pequeñas cantidades en la naturaleza (unos 4 kg al año a nivel mundial) por interacciones de rayos cósmicos en la atmósfera superior. El tritio se considera un radionúclido débil debido a sus emisiones radiactivas de baja energía ( energía de partículas beta de hasta 18,6 keV). ^[28] Las partículas beta viajan 6 mm en el aire y solo penetran la piel hasta 6 micrómetros. La vida media biológica del tritio inhalado, ingerido o absorbido es de 10 a 12 días. ^[29]

El tritio se genera en el combustible de todos los reactores; los reactores CANDU generan tritio también en su refrigerante y moderador, debido a la captura de neutrones en hidrógeno pesado. Parte de este tritio escapa al confinamiento y generalmente se recupera; un pequeño porcentaje (alrededor del 1%) escapa del confinamiento y se considera una emisión radiactiva rutinaria (también mayor que la de un reactor de agua dulce de tamaño comparable). Por lo tanto, la operación responsable de una planta CANDU incluye el monitoreo del tritio en el entorno circundante (y la publicación de los resultados).

En algunos reactores CANDU, el tritio se extrae periódicamente. Las emisiones típicas de las plantas CANDU en Canadá son inferiores al 1% del límite reglamentario nacional, que se basa en las directrices de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR) ^[30] (por ejemplo, la concentración máxima permitida de tritio en el agua potable en Canadá, ^[31] 7.000  Bq /L, corresponde a 1/10 del límite de dosis de la CIPR para los miembros del público). Las emisiones de tritio de otras plantas CANDU son igualmente bajas. ^{[28] [32]}

En general, existe una gran controversia pública sobre las emisiones radiactivas de las centrales nucleares, y en el caso de las centrales CANDU una de las principales preocupaciones es el tritio. En 2007, Greenpeace publicó una crítica de las emisiones de tritio de las centrales nucleares canadienses ^[28], escrita por Ian Fairlie ^[33] . Este informe fue criticado ^{[34] por Richard Osborne [35]} .

El desarrollo del sistema CANDU ha pasado por cuatro etapas principales a lo largo del tiempo. Los primeros sistemas eran máquinas experimentales y prototipos de potencia limitada. Estas fueron reemplazadas por una segunda generación de máquinas de 500 a 600 MW _e (el CANDU 6), una serie de máquinas más grandes de 900 MW _e y, finalmente, el desarrollo del sistema CANDU 9 y el ACR-1000. ^{[36] [37]}

El primer diseño moderado por agua pesada en Canadá fue el ZEEP , que comenzó a funcionar justo después del final de la Segunda Guerra Mundial . Al ZEEP se unieron varias otras máquinas experimentales, incluidas la NRX en 1947 y la NRU en 1957. Estos esfuerzos llevaron al primer reactor tipo CANDU, el Nuclear Power Demonstration (NPD), en Rolphton, Ontario. Fue concebido como una prueba de concepto y tenía una potencia nominal de solo 22  MW _e , una potencia muy baja para un reactor de potencia comercial. El NPD produjo la primera electricidad generada nuclearmente en Canadá y funcionó con éxito desde 1962 hasta 1987. ^{[38] [39]}

El segundo reactor CANDU fue el reactor Douglas Point , una versión más potente con una potencia nominal de aproximadamente 200 MW _e y ubicado cerca de Kincardine , Ontario. Entró en servicio en 1968 y funcionó hasta 1984. Única entre las centrales CANDU, Douglas Point tenía una ventana llena de aceite con una vista de la cara este del reactor, incluso cuando este estaba en funcionamiento. Douglas Point se planeó originalmente para ser una central de dos unidades, pero la segunda unidad se canceló debido al éxito de las unidades más grandes de 515 MW _e en Pickering . ^{[40] [41]}

Gentilly-1 , en Bécancour, Quebec , cerca de Trois-Rivières , Quebec, también fue una versión experimental de CANDU, que utilizaba un refrigerante de agua ligera en ebullición y tubos de presión verticales, pero no se consideró exitosa y se cerró después de siete años de operación irregular. ^[42] Gentilly-2, un reactor CANDU-6, comenzó a operar en 1983. Después de las declaraciones del gobierno entrante del Parti Québécois en septiembre de 2012 de que Gentilly cerraría, el operador, Hydro-Québec , decidió cancelar una remodelación previamente anunciada de la planta y anunció su cierre a fines de 2012, citando razones económicas para la decisión. La compañía ha iniciado un proceso de desmantelamiento de 50 años con un costo estimado de $ 1.8 mil millones. ^[43]

En paralelo con el diseño clásico CANDU, se estaban desarrollando variantes experimentales. El WR-1 , ubicado en los Laboratorios Whiteshell de la AECL en Pinawa, Manitoba , utilizó tubos de presión verticales y aceite orgánico como refrigerante principal. El aceite utilizado tiene un punto de ebullición más alto que el agua, lo que permite que el reactor funcione a temperaturas más altas y presiones más bajas que un reactor convencional. La temperatura de salida del WR-1 era de aproximadamente 490 °C en comparación con los 310 °C nominales del CANDU 6; la temperatura más alta y, por lo tanto, la eficiencia termodinámica compensan en cierta medida el hecho de que los aceites tienen aproximadamente la mitad de la capacidad térmica del agua. Las temperaturas más altas también dan como resultado una conversión más eficiente a vapor y, en última instancia, a electricidad. El WR-1 funcionó con éxito durante muchos años y prometía una eficiencia significativamente mayor que las versiones refrigeradas por agua. ^{[44] [45]}

Los éxitos en NPD y Douglas Point llevaron a la decisión de construir la primera central de varias unidades en Pickering, Ontario. Pickering A, compuesta por las unidades 1 a 4, entró en servicio en 1971. Pickering B con las unidades 5 a 8 entró en funcionamiento en 1983, lo que le dio una capacidad total de 4.120 MW _e . La central está muy cerca de la ciudad de Toronto , con el fin de reducir los costos de transmisión .

Una serie de mejoras al diseño básico de Pickering condujeron al diseño CANDU 6, que entró en funcionamiento por primera vez a principios de la década de 1980. CANDU 6 era esencialmente una versión de la central eléctrica de Pickering que se rediseñó para poder construirse en unidades de un solo reactor. CANDU 6 se utilizó en varias instalaciones fuera de Ontario, incluida la Gentilly-2 en Quebec y la central nuclear de Point Lepreau en Nuevo Brunswick. CANDU 6 constituye la mayoría de los sistemas CANDU extranjeros, incluidos los diseños exportados a Argentina, Rumania, China y Corea del Sur. Solo India opera un sistema CANDU que no se basa en el diseño CANDU 6.

En general, la rentabilidad de las centrales nucleares se ajusta bien al tamaño. Esta mejora en los tamaños mayores se ve compensada por la aparición repentina de grandes cantidades de energía en la red, lo que conduce a una reducción de los precios de la electricidad a través de efectos de oferta y demanda. Las predicciones de finales de los años 60 sugerían que el crecimiento de la demanda de electricidad superaría estas presiones a la baja de los precios, lo que llevó a la mayoría de los diseñadores a introducir plantas en el rango de los 1000 MW _e .

A Pickering A le siguió rápidamente un esfuerzo de ampliación similar para la Central Nuclear de Bruce , construida en etapas entre 1970 y 1987. Es la instalación nuclear más grande de América del Norte y la segunda más grande del mundo (después de Kashiwazaki-Kariwa en Japón), con ocho reactores de alrededor de 800 MW _e cada uno, en total 6.232 MW (netos) y 7.276 MW (brutos). Otra ampliación, más pequeña, condujo al diseño de la Central Nuclear de Darlington , similar a la planta de Bruce, pero que entrega alrededor de 880 MW _e por reactor en una estación de cuatro reactores.

Al igual que en el caso del diseño de Pickering, que se convirtió en el CANDU 6, el diseño de Bruce también se convirtió en el similar CANDU 9. ^[46] Al igual que el CANDU 6, el CANDU 9 es esencialmente una nueva versión del diseño de Bruce, de modo que se puede construir como una unidad de un solo reactor. No se han construido reactores CANDU 9.

Durante los años 1980 y 1990, el mercado de la energía nuclear sufrió una importante crisis y se construyeron pocas plantas nuevas en América del Norte o Europa. El trabajo de diseño continuó durante todo el proceso y se introdujeron nuevos conceptos de diseño que mejoraron drásticamente la seguridad, los costos de capital, la economía y el rendimiento general. Estas máquinas de generación III+ y generación IV se convirtieron en un tema de considerable interés a principios de la década de 2000, ya que parecía que se estaba produciendo un renacimiento nuclear y que se construirían grandes cantidades de nuevos reactores durante la próxima década. ^[47]

AECL había estado trabajando en un diseño conocido como ACR-700, utilizando elementos de las últimas versiones de CANDU 6 y CANDU 9, con una potencia de diseño de 700 MW _e . ^[37] Durante el renacimiento nuclear, la ampliación de escala observada en los años anteriores se volvió a expresar, y el ACR-700 se desarrolló hasta convertirse en el ACR-1000 de 1200 MW _e . El ACR-1000 es la tecnología CANDU de próxima generación (oficialmente, "generación III+"), que realiza algunas modificaciones significativas al diseño CANDU existente. ^[48]

El cambio principal, y el más radical entre las generaciones CANDU, es el uso de agua ligera presurizada como refrigerante. Esto reduce significativamente el costo de implementación del circuito de enfriamiento primario, que ya no tiene que llenarse con agua pesada costosa. El ACR-1000 utiliza aproximadamente 1/3 del agua pesada necesaria en los diseños de generaciones anteriores. También elimina la producción de tritio en el circuito de refrigerante, la principal fuente de fugas de tritio en los diseños CANDU operativos. El rediseño también permite una reactividad de vacío ligeramente negativa , un objetivo de diseño importante de todas las máquinas Gen III+. ^[48]

El diseño también requiere el uso de uranio ligeramente enriquecido , enriquecido en un 1 o 2% aproximadamente. La razón principal para esto es aumentar la tasa de quemado, permitiendo que los haces permanezcan en el reactor durante más tiempo, de modo que solo se produzca un tercio de la cantidad de combustible gastado. Esto también tiene efectos en los costos operativos y los cronogramas, ya que se reduce la frecuencia de recarga. Al igual que en el caso de los diseños CANDU anteriores, el ACR-1000 también ofrece recarga en línea. ^[48]

Fuera del reactor, el ACR-1000 tiene una serie de cambios de diseño que se espera que reduzcan drásticamente los costos de capital y operativos. El principal de estos cambios es la vida útil de diseño de 60 años, que reduce drásticamente el precio de la electricidad generada durante la vida útil de la planta. El diseño también tiene un factor de capacidad esperado del 90%. Los generadores de vapor y turbinas de mayor presión mejoran la eficiencia aguas abajo del reactor. ^[48]

Muchos de los cambios de diseño operacional también se aplicaron al CANDU 6 existente para producir el CANDU 6 mejorado. También conocido como CANDU 6e o EC 6, fue una actualización evolutiva del diseño CANDU 6 con una salida bruta de 740 MW _{e por unidad. Los reactores están diseñados para una vida útil de más de 50 años, con un programa de mitad de vida para reemplazar algunos de los componentes clave, por ejemplo, los canales de combustible. El} factor de capacidad anual promedio proyectado es más del 90%. Las mejoras en las técnicas de construcción (incluido el ensamblaje modular abierto) reducen los costos de construcción. El CANDU 6e está diseñado para operar con configuraciones de potencia tan bajas como 50%, lo que le permite ajustarse a la demanda de carga mucho mejor que los diseños anteriores. ^[49]

En la mayoría de los casos, el CANDU es "el reactor de Ontario". El sistema se desarrolló casi en su totalidad en Ontario y sólo se construyeron dos diseños experimentales en otras provincias. De los 29 reactores comerciales CANDU construidos, 22 están en Ontario. De estos 22, varios reactores han sido retirados del servicio. Se han propuesto dos nuevos reactores CANDU para Darlington con ayuda financiera del gobierno canadiense, ^[50] pero estos planes terminaron en 2009 debido a los altos costos. ^[51]

AECL ha promocionado intensamente el CANDU en Canadá, pero ha tenido una acogida limitada. Hasta la fecha, sólo se han construido dos reactores no experimentales en otras provincias, uno en Quebec y otro en New Brunswick; otras provincias se han concentrado en plantas hidroeléctricas y de carbón. Varias provincias canadienses han desarrollado grandes cantidades de energía hidroeléctrica. Alberta y Saskatchewan no tienen grandes recursos hídricos y utilizan principalmente combustibles fósiles para generar energía eléctrica.

Se ha expresado interés en el oeste de Canadá , donde se están considerando los reactores CANDU como fuentes de calor y electricidad para el proceso de extracción de arenas petrolíferas de alto consumo energético , que actualmente utiliza gas natural . Energy Alberta Corporation anunció el 27 de agosto de 2007 que había solicitado una licencia para construir una nueva planta nuclear en Lac Cardinal (30 km al oeste de la ciudad de Peace River, Alberta ), con dos reactores ACR-1000 que entrarían en funcionamiento en 2017 produciendo 2,2 gigavatios (eléctricos). ^[52] Una revisión parlamentaria de 2007 sugirió suspender los esfuerzos de desarrollo. ^[53] La empresa fue adquirida más tarde por Bruce Power, ^[54] que propuso ampliar la planta a cuatro unidades de un total de 4,4 gigavatios. ^[55] Estos planes se vieron frustrados y Bruce retiró más tarde su solicitud para Lac Cardinal, proponiendo en su lugar un nuevo sitio a unos 60 km de distancia. ^[56] Los planes están actualmente moribundos después de que una amplia consulta con el público demostrara que mientras aproximadamente 1 ⁄ 5 de la población estaba abierta a los reactores, 1 ⁄ 4 se oponía. ^{[57] [58]}

Durante la década de 1970, el mercado internacional de ventas de reactores nucleares era extremadamente competitivo, y muchas empresas nucleares nacionales contaban con el apoyo de las embajadas extranjeras de sus gobiernos. Además, el ritmo de construcción en los Estados Unidos había hecho que los sobrecostos y las demoras en la finalización se hubieran superado en general, y los reactores posteriores serían más baratos. Canadá, un actor relativamente nuevo en el mercado internacional, tenía numerosas desventajas en estos esfuerzos. El CANDU fue diseñado deliberadamente para reducir la necesidad de piezas mecanizadas de gran tamaño, lo que lo hacía adecuado para su construcción en países sin una base industrial importante. Los esfuerzos de venta han tenido su mayor éxito en países que no podían construir localmente diseños de otras empresas.

A finales de los años 1970, la AECL observó que la venta de cada reactor emplearía a 3.600 canadienses y daría lugar a 300 millones de dólares en ingresos por balanza de pagos. ^[59] Estos esfuerzos de venta estaban dirigidos principalmente a países gobernados por dictaduras o similares, un hecho que provocó serias preocupaciones en el parlamento. ^[60] Estos esfuerzos también llevaron a un escándalo cuando se descubrió que se habían entregado millones de dólares a agentes de ventas extranjeros, con poco o ningún registro de quiénes eran o qué hicieron para ganar el dinero. ^[61] Esto condujo a una investigación de la Real Policía Montada de Canadá después de que se plantearan preguntas sobre los esfuerzos de venta en Argentina, y nuevas regulaciones sobre la divulgación completa de las tarifas para futuras ventas. ^[62]

El primer éxito de CANDU fue la venta de los primeros diseños de CANDU a la India. En 1963, se firmó un acuerdo para la exportación de un reactor de potencia de 200 MWe basado en el reactor de Douglas Point. El éxito del acuerdo condujo a la venta en 1966 de un segundo reactor del mismo diseño. El primer reactor, conocido entonces como RAPP-1 por "Rajasthan Atomic Power Project", comenzó a funcionar en 1972. Un problema grave con el agrietamiento del escudo del extremo del reactor provocó que el reactor se apagara durante largos períodos, y finalmente se redujo la potencia del reactor a 100 MW. ^[63] La construcción del reactor RAPP-2 todavía estaba en marcha cuando India detonó su primera bomba atómica en 1974, lo que llevó a Canadá a poner fin a los tratos nucleares con el país. Parte del acuerdo de venta fue un proceso de transferencia de tecnología. Cuando Canadá se retiró del desarrollo, India continuó la construcción de plantas similares a CANDU en todo el país. ^[64] En 2010, los reactores basados ​​en CANDU estaban operativos en los siguientes sitios: Kaiga (3), Kakrapar (2), Madrás (2), Narora (2), Rajasthan (6) y Tarapur (2).

En Pakistán, la central nuclear de Karachi, con una capacidad bruta de 137 MW _e, se construyó entre 1966 y 1971.

En 1972, AECL presentó un diseño basado en el proceso de la planta de Pickering a la Comisión Nacional de Energía Atómica de Argentina, en asociación con la empresa italiana Italimpianti. La alta inflación durante la construcción provocó pérdidas masivas y los esfuerzos para renegociar el acuerdo se vieron interrumpidos por el golpe de Estado de marzo de 1976 encabezado por el general Videla. La central nuclear de Embalse comenzó a operar comercialmente en enero de 1984. ^[65] Se han llevado a cabo negociaciones para abrir más reactores CANDU 6 en el país, incluido un acuerdo de 2007 entre Canadá, China y Argentina, pero hasta la fecha no se han anunciado planes firmes. ^[66]

En 1977 se firmó un acuerdo de licencia con Rumania, por el que se vendía el diseño CANDU 6 por 5 millones de dólares cada uno para los cuatro primeros reactores, y luego por 2 millones de dólares cada uno para los doce siguientes. Además, las empresas canadienses suministrarían una cantidad variable de equipos para los reactores, unos 100 millones de dólares del precio de 800 millones del primer reactor, y luego se reduciría con el tiempo. En 1980, Nicolae Ceauşescu pidió una modificación para proporcionar bienes en lugar de dinero en efectivo, a cambio se aumentó la cantidad de contenido canadiense y se construiría un segundo reactor con ayuda canadiense. Los problemas económicos del país empeoraron durante la fase de construcción. El primer reactor de la central nuclear de Cernavodă no entró en funcionamiento hasta abril de 1996, una década después de su inicio previsto para diciembre de 1985. ^[67] Se concertaron más préstamos para la finalización del segundo reactor, que entró en funcionamiento en noviembre de 2007. ^[68]

En enero de 1975 se anunció un acuerdo para la construcción de un único reactor CANDU 6 en Corea del Sur, conocido actualmente como reactor de potencia Wolsong-1 . La construcción comenzó en 1977 y la operación comercial comenzó en abril de 1983. En diciembre de 1990 se anunció otro acuerdo para tres unidades adicionales en el mismo sitio, que comenzaron a operar en el período 1997-1999. ^[69] Corea del Sur también negoció acuerdos de desarrollo y transferencia de tecnología con Westinghouse para su avanzado diseño de reactor System-80, y todo el desarrollo futuro se basa en versiones construidas localmente de este reactor. ^[70]

En junio de 1998, se inició la construcción de un reactor CANDU 6 en la planta nuclear de Qinshan, China , como Fase III (unidades 4 y 5) de la instalación planificada de 11 unidades. La operación comercial comenzó en diciembre de 2002 y julio de 2003, respectivamente. Estos son los primeros reactores de agua pesada en China. Qinshan es el primer proyecto CANDU-6 que utiliza la construcción de edificios de reactores de techo abierto, y el primer proyecto donde la operación comercial comenzó antes de la fecha proyectada. ^[71]

CANDU Energy continúa con sus esfuerzos de comercialización en China. ^[72] Además, China y Argentina han acordado un contrato para construir un reactor derivado de CANDU-6 de 700 MWe. Está previsto que la construcción comience en 2018 en Atucha . ^{[73] [74]}

El costo de la electricidad de cualquier planta de energía se puede calcular aproximadamente con la misma selección de factores: costos de capital para la construcción o los pagos de préstamos hechos para asegurar ese capital, el costo del combustible sobre una base de vatio-hora y tarifas de mantenimiento fijas y variables. En el caso de la energía nuclear, normalmente se incluyen dos costos adicionales, el costo de la eliminación permanente de los desechos y el costo de desmantelamiento de la planta cuando termina su vida útil. Generalmente, los costos de capital dominan el precio de la energía nuclear, ya que la cantidad de energía producida es tan grande que supera el costo del combustible y el mantenimiento. ^[75] La Asociación Nuclear Mundial calcula que el costo del combustible, incluido todo el procesamiento, representa menos de un centavo (US$0,01) por kWh. ^[76]

La información sobre el desempeño económico de CANDU es un tanto desigual; la mayoría de los reactores están en Ontario, que también es el "más público" entre los principales operadores de CANDU. Varias organizaciones antinucleares como la Ontario Clean Air Alliance (OCAA) y Pembina han afirmado que cada diseño de CANDU en Ontario superó el presupuesto en al menos un 25%, y en promedio más del 150% más de lo estimado. ^[77] Sin embargo, esto se basa en el uso de cifras "en dólares del día" que no están ajustadas a la inflación. Con la inflación tomada en cuenta, todas las plantas estaban dentro o por debajo del presupuesto con la excepción de Darlington. ^{[ cita requerida ]} Incluso teniendo en cuenta la inflación, Darlington superó con creces el presupuesto, casi el doble de la estimación original, pero este proyecto se detuvo en curso, lo que generó cargos de intereses adicionales durante un período de altas tasas de interés, que es una situación especial que no se esperaba que se repitiera. ^{[ cita requerida ]}

En la década de 1980, los tubos de presión de los reactores Pickering A se reemplazaron antes de que se cumpliera su vida útil debido a un deterioro inesperado causado por la fragilización por hidrógeno . Una inspección y un mantenimiento exhaustivos evitaron este problema en los reactores posteriores.

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

Estos excesos se repitieron en Bruce, donde las Unidades 3 y 4 funcionaron con un 90% más de lo presupuestado. ^[77] Se experimentaron excesos similares en Point Lepreau, ^[78] y la planta Gentilly-2 se cerró el 28 de diciembre de 2012. ^[79]

Teniendo en cuenta los costos de capital proyectados y el bajo costo del combustible y del mantenimiento en servicio, se predijo que en 1994 la energía generada por CANDU sería muy inferior a 5 centavos/kWh. ^[80]

En 1999, Ontario Hydro se desmembró y sus instalaciones de generación se transformaron en Ontario Power Generation (OPG). Para que las empresas sucesoras resultaran más atractivas para los inversores privados, 19.400 millones de dólares en "deuda estancada" se colocaron en manos de la Ontario Electricity Financial Corporation. Esta deuda se va pagando lentamente a través de diversas fuentes, entre ellas una tarifa de 0,7 centavos por kWh sobre toda la energía, todos los impuestos sobre la renta pagados por todas las empresas operativas y todos los dividendos pagados por la OPG y Hydro One .

En octubre de 2022, Darlington se encuentra en la última mitad del importante proyecto de renovación de 10 años de las cuatro unidades, habiendo alcanzado la mitad de su vida útil prevista. El presupuesto se ha fijado en 12.500 millones de dólares y se prevé que produzca energía a un coste de entre 6 y 8 céntimos por kWh. El proyecto se encuentra actualmente dentro de los plazos y del presupuesto previstos. ^[81]

Las unidades 1, 3 y 4 de Darlington han operado con un factor de capacidad anual promedio de vida útil del 85% y la unidad 2 con un factor de capacidad del 78%, ^[82] A partir de 2010, las unidades renovadas en Pickering y Bruce tenían factores de capacidad de vida útil entre 59 y 69%. ^[83] Esto incluye períodos de varios años mientras las unidades estaban cerradas para la reinstalación de tuberías y la renovación. Los factores de capacidad posteriores a la renovación son mucho más altos con Bruce A1 en 90,78%, Bruce A2 en 90,38% (2013+), ^[17] Pickering A1 en 71,18% y Pickering A4 en 70,38%. ^[84] En 2009, las unidades 3 y 4 de Bruce A tenían factores de capacidad de 80,5% y 76,7% respectivamente, en un año en el que tuvieron una interrupción importante del servicio en el edificio Vacuum. ^[85]

En la actualidad, hay 31 reactores CANDU en uso en todo el mundo y 13 "derivados de CANDU" en la India, desarrollados a partir del diseño de CANDU. Después de que la India detonara una bomba nuclear en 1974, Canadá suspendió sus relaciones nucleares con la India. El desglose es el siguiente:

• Canadá : 19 y 5 fuera de servicio.
• Corea del Sur : 3 y 1 cierre.
• China : 2
• India : 2, 17 derivados CANDU activos y 3 derivados CANDU en construcción.
• Argentina : 1
• Rumania : 2, 3 inactivos y parte construida.
• Pakistán : 1 cierre. ^[86]

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