CANDU ( CANada Deuterium Uranium ) — канадский тяжеловодный реактор под давлением, используемый для выработки электроэнергии. [1] Аббревиатура относится к замедлителю на основе оксида дейтерия ( тяжелой воды ) и использованию в качестве топлива (первоначально природного ) урана . Реакторы CANDU были впервые разработаны в конце 1950-х и 1960-х годах в рамках партнерства между Atomic Energy of Canada Limited (AECL), Комиссией по гидроэлектроэнергетике Онтарио , Canadian General Electric и другими компаниями.
Было два основных типа реакторов CANDU: первоначальная конструкция около 500 МВт эл. , которая предназначалась для использования в многореакторных установках на крупных заводах, и рационализированный CANDU 6 в классе 600 МВт эл. , который предназначен для использования в отдельных автономных блоках или на небольших многоблочных заводах. Блоки CANDU 6 были построены в Квебеке и Нью-Брансуике , а также в Пакистане, Аргентине, Южной Корее, Румынии и Китае. Единственный пример конструкции, отличной от CANDU 6, был продан в Индию. Многоблочная конструкция использовалась только в Онтарио , Канада, и росла в размерах и мощности по мере установки большего количества блоков в провинции, достигнув ~880 МВт эл. в блоках, установленных на АЭС Дарлингтон . Попытка рационализировать более крупные блоки способом, аналогичным CANDU 6, привела к созданию CANDU 9 .
К началу 2000-х годов перспективы продаж оригинальных проектов CANDU пошли на спад из-за внедрения новых проектов других компаний. AECL отреагировала отменой разработки CANDU 9 и переходом к проекту усовершенствованного реактора CANDU (ACR). ACR не удалось найти покупателей; последняя потенциальная продажа была связана с расширением в Дарлингтоне, но она была отменена в 2009 году. В октябре 2011 года канадское федеральное правительство выдало лицензию на проект CANDU компании Candu Energy (дочерней компании SNC-Lavalin, теперь AtkinsRéalis Group Inc. ), которая в то время также приобрела бывшее подразделение AECL по разработке и маркетингу реакторов. Candu Energy предлагает услуги по поддержке существующих объектов и завершает ранее остановленные установки в Румынии и Аргентине в рамках партнерства с Китайской национальной ядерной корпорацией . SNC Lavalin, преемник AECL, занимается продажами новых реакторов CANDU 6 в Аргентине (Atucha 3), а также в Китае и Великобритании. Продажи реактора ACR завершены.
В 2017 году консультации с промышленностью привели к тому, что Natural Resources Canada разработала «дорожную карту SMR» [2], нацеленную на разработку малых модульных реакторов . В ответ на это SNC-Lavalin разработала версию CANDU e SMR мощностью 300 МВт, CANDU SMR , о которой она начала рассказывать на своем веб-сайте. [3] В 2020 году CANDU SMR не был выбран для дальнейших проектных работ по канадскому демонстрационному проекту. SNC-Lavalin все еще рассматривает возможность вывода на рынок SMR мощностью 300 МВт отчасти из-за прогнозируемого спроса в связи с необходимостью смягчения последствий изменения климата . [4]
Основная работа конструкции CANDU похожа на работу других ядерных реакторов. Реакции деления в активной зоне реактора нагревают воду под давлением в первичном контуре охлаждения . Теплообменник , также известный как парогенератор , передает тепло во вторичный контур охлаждения , который питает паровую турбину с присоединенным к ней электрогенератором (для типичного термодинамического цикла Ренкина ). Затем отработанный пар из турбин охлаждается, конденсируется и возвращается в качестве питательной воды в парогенератор. Окончательное охлаждение часто использует охлаждающую воду из близлежащего источника, такого как озеро, река или океан. Более новые установки CANDU, такие как атомная генерирующая станция Дарлингтон около Торонто , Онтарио, используют диффузор для распределения теплой выходной воды по большему объему и ограничивают воздействие на окружающую среду. Хотя все установки CANDU на сегодняшний день использовали охлаждение с открытым циклом, современные конструкции CANDU способны использовать вместо этого градирни. [5]
Отличие конструкции CANDU от большинства других конструкций заключается в деталях делящегося ядра и первичного контура охлаждения. Природный уран состоит из смеси в основном урана-238 с небольшим количеством урана-235 и следовыми количествами других изотопов. Деление в этих элементах высвобождает высокоэнергетические нейтроны , которые могут привести к тому, что другие атомы 235 U в топливе также подвергнутся делению. Этот процесс намного эффективнее, когда энергия нейтронов намного ниже той, которую реакции выделяют естественным образом. Большинство реакторов используют какую-либо форму замедлителя нейтронов , чтобы понизить энергию нейтронов или « термализовать » их, что делает реакцию более эффективной. Энергия, теряемая нейтронами во время этого процесса замедления, нагревает замедлитель, и это тепло извлекается для получения энергии.
Большинство коммерческих реакторов используют обычную воду в качестве замедлителя. Вода поглощает часть нейтронов, достаточно, чтобы невозможно было поддерживать реакцию в природном уране. CANDU заменяет эту «легкую» воду тяжелой водой . Дополнительный нейтрон тяжелой воды снижает ее способность поглощать избыточные нейтроны, что приводит к лучшей нейтронной экономичности . Это позволяет CANDU работать на необогащенном природном уране или уране, смешанном с широким спектром других материалов, таких как плутоний и торий . Это было главной целью конструкции CANDU; работая на природном уране, можно исключить затраты на обогащение. Это также дает преимущество с точки зрения ядерного распространения , поскольку нет необходимости в обогатительных установках, которые также могут быть использованы для создания оружия.
В обычных конструкциях легководных реакторов (LWR) вся делящаяся активная зона помещается в большой сосуд высокого давления . Количество тепла, которое может быть отведено единицей охладителя, является функцией температуры; путем повышения давления в активной зоне вода может быть нагрета до гораздо более высоких температур перед закипанием , тем самым отводя больше тепла и позволяя активной зоне быть меньше и эффективнее.
Строительство корпуса высокого давления требуемого размера является значительной проблемой, и во время проектирования CANDU канадская тяжелая промышленность не имела необходимого опыта и возможностей для литья и обработки корпусов высокого давления реакторов требуемого размера. Эта проблема усугубляется более низкой плотностью расщепляющегося топлива из природного урана, что требует большего размера активной зоны реактора. Эта проблема была настолько серьезной, что даже относительно небольшой корпус высокого давления, изначально предназначенный для использования в NPD до его модернизации в середине строительства, не мог быть изготовлен внутри страны и должен был быть изготовлен в Шотландии. Внутренняя разработка технологии, необходимой для производства корпусов высокого давления размера, необходимого для промышленных реакторов с тяжеловодным замедлителем, считалась маловероятной. [6]
В CANDU топливные пучки диаметром около 10 см состоят из множества меньших металлических трубок. Пучки содержатся в трубках давления внутри большего сосуда, содержащего дополнительную тяжелую воду, действующую исключительно как замедлитель. Этот больший сосуд, известный как каландрия, не находится под давлением и сохраняет гораздо более низкие температуры, что значительно упрощает его изготовление. Чтобы предотвратить утечку тепла из трубок давления в окружающий замедлитель, каждая трубка давления заключена в трубку каландрии. Углекислый газ в зазоре между двумя трубками действует как изолятор. Бак замедлителя также действует как большой теплоотвод , что обеспечивает дополнительную функцию безопасности .
В обычном реакторе с водой под давлением для дозаправки системы требуется отключить активную зону и открыть корпус высокого давления. В CANDU необходимо сбросить давление только в одной заправляемой трубе. Это позволяет системе CANDU непрерывно дозаправляться без отключения, что является еще одной важной целью проектирования. В современных системах две роботизированные машины прикрепляются к торцам реактора и открывают торцевые крышки напорной трубы. Одна машина вталкивает новое топливо, в то время как отработанное топливо выталкивается и собирается на другом конце. Значительным эксплуатационным преимуществом онлайн-дозаправки является то, что неисправный или протекающий пучок топлива можно извлечь из активной зоны после его обнаружения, тем самым снижая уровень радиации в первичном контуре охлаждения.
Каждый топливный пучок представляет собой цилиндр, собранный из тонких трубок, заполненных керамическими гранулами топлива из оксида урана (твэлами). В более старых конструкциях пучок имел 28 или 37 полуметровых твэлов с 12–13 такими сборками, лежащими конец к концу в напорной трубке. Более новый пучок CANFLEX имеет 43 твэла с двумя размерами элементов (чтобы номинальная мощность могла быть увеличена без расплавления самых горячих твэлов). Он имеет диаметр около 10 сантиметров (3,9 дюйма), длину 0,5 метра (20 дюймов), вес около 20 килограммов (44 фунта) и в конечном итоге должен заменить пучок из 37 элементов. Чтобы нейтроны могли свободно проходить между пучками, трубки и пучки изготовлены из нейтронно-прозрачного циркалоя ( цирконий + 2,5% веса ниобия ).
Природный уран представляет собой смесь изотопов : приблизительно 99,28% урана-238 и 0,72% урана-235 по атомной доле. Ядерные энергетические реакторы обычно работают на постоянной мощности в течение длительных периодов времени, что требует постоянной скорости деления с течением времени. Чтобы поддерживать постоянную скорость деления, нейтроны, высвобождаемые при делении, должны производить равное количество делений в других атомах топлива. Этот баланс называется « критичностью ». Нейтроны, высвобождаемые при ядерном делении, довольно энергичны и нелегко поглощаются (или «захватываются») окружающим делящимся материалом . Чтобы улучшить скорость захвата, энергия нейтронов должна быть уменьшена или «замедлена», чтобы быть как можно ниже. На практике нижний предел энергии — это энергия, при которой нейтроны находятся в тепловом равновесии с замедлителем. Когда нейтроны приближаются к этому нижнему пределу энергии, их называют « тепловыми нейтронами ».
Во время замедления он помогает разделить нейтроны и уран, так как 238U имеет большое сродство к нейтронам средней энергии (поглощение «резонанса»), но легко расщепляется только несколькими энергичными нейтронами выше ≈1,5–2 МэВ . Поскольку большая часть топливного материала обычно представляет собой 238U , большинство конструкций реакторов основаны на тонких топливных стержнях, разделенных замедлителем, что позволяет нейтронам перемещаться в замедлителе, прежде чем снова попасть в топливо. Высвобождается больше нейтронов, чем минимум, необходимый для поддержания цепной реакции; когда уран-238 поглощает нейтроны, создается плутоний, который помогает компенсировать истощение урана-235. В конечном итоге накопление продуктов деления , которые поглощают нейтроны больше, чем 238U , замедляет реакцию и требует дозаправки.
Легкая вода является отличным замедлителем: легкие атомы водорода очень близки по массе к нейтрону и могут поглощать много энергии за одно столкновение (например, столкновение двух бильярдных шаров). Однако легкий водород может поглощать нейтроны, уменьшая количество, доступное для реакции с небольшим количеством 235 U в природном уране, предотвращая критичность. Чтобы обеспечить критичность, топливо должно быть обогащено , увеличивая количество 235 U до пригодного для использования уровня. В легководных реакторах топливо обычно обогащается до 2–5 % 235 U (оставшаяся фракция с меньшим содержанием 235 U называется обедненным ураном ). Строительство и эксплуатация установок по обогащению обходятся дорого. Они также могут представлять проблему распространения , поскольку их можно использовать для гораздо большего обогащения 235 U, вплоть до оружейного материала (90 % или более 235 U). Это можно исправить, если топливо будет поставляться и перерабатываться международно одобренным поставщиком.
Главное преимущество тяжеловодного замедлителя перед легководным — это уменьшенное поглощение нейтронов, поддерживающих цепную реакцию, что позволяет снизить концентрацию делящихся атомов (вплоть до использования необогащенного природного уранового топлива). Дейтерий («тяжелый водород») уже имеет дополнительный нейтрон, который поглощал бы легкий водород, что снижает тенденцию к захвату нейтронов. Дейтерий имеет в два раза большую массу одного нейтрона (по сравнению с легким водородом, который имеет примерно такую же массу); несоответствие означает, что для замедления нейтронов требуется больше столкновений, что требует большей толщины замедлителя между топливными стержнями. Это увеличивает размер активной зоны реактора и утечку нейтронов. Это также является практической причиной для конструкции каландра, в противном случае потребовался бы очень большой сосуд высокого давления. [7] Низкая плотность 235 U в природном уране также подразумевает, что будет израсходовано меньше топлива до того, как скорость деления упадет слишком низко для поддержания критичности, поскольку отношение 235 U к продуктам деления + 238 U ниже. В CANDU большая часть замедлителя находится при более низких температурах, чем в других конструкциях, что снижает разброс скоростей и общую скорость частиц замедлителя. Это означает, что большинство нейтронов в конечном итоге будут иметь более низкую энергию и с большей вероятностью вызовут деление, поэтому CANDU не только «сжигает» природный уран, но и делает это более эффективно. В целом, реакторы CANDU используют на 30–40% меньше добываемого урана, чем легководные реакторы, на единицу произведенной электроэнергии. Это главное преимущество тяжеловодной конструкции; она не только требует меньше топлива, но и, поскольку топливо не нужно обогащать, она также намного дешевле.
Еще одной уникальной особенностью замедления тяжелой водой является большая стабильность цепной реакции . Это связано с относительно низкой энергией связи ядра дейтерия (2,2 МэВ), что приводит к тому, что некоторые энергичные нейтроны и особенно гамма-лучи разрывают ядра дейтерия, производя дополнительные нейтроны. Как гамма-лучи, полученные непосредственно делением, так и распадом осколков деления, имеют достаточно энергии, а периоды полураспада осколков деления варьируются от секунд до часов или даже лет. Медленная реакция этих нейтронов, полученных гамма-излучением, задерживает реакцию реактора и дает операторам дополнительное время в случае чрезвычайной ситуации. Поскольку гамма-лучи проходят несколько метров через воду, повышенная скорость цепной реакции в одной части реактора вызовет реакцию остальной части реактора, позволяя различным отрицательным обратным связям стабилизировать реакцию.
С другой стороны, нейтроны деления полностью замедляются, прежде чем они достигнут другого топливного стержня, что означает, что нейтронам требуется больше времени, чтобы добраться из одной части реактора в другую. Таким образом, если цепная реакция ускоряется в одной секции реактора, изменение будет распространяться только медленно на остальную часть активной зоны, давая время для реагирования в чрезвычайной ситуации. Независимость энергий нейтронов от используемого ядерного топлива — это то, что обеспечивает такую гибкость топлива в реакторе CANDU, поскольку каждая связка топлива будет испытывать ту же среду и влиять на своих соседей одинаковым образом, независимо от того, является ли делящийся материал ураном-235, ураном-233 или плутонием .
Канада разработала конструкцию с замедлением на тяжелой воде в эпоху после Второй мировой войны для исследования ядерной энергетики, не имея доступа к обогатительным установкам. Системы обогащения времен войны были чрезвычайно дорогими в строительстве и эксплуатации, тогда как раствор тяжелой воды позволял использовать природный уран в экспериментальном реакторе ZEEP . Была разработана гораздо менее дорогая система обогащения, но Соединенные Штаты засекретили работу над более дешевым процессом газовой центрифуги . Поэтому CANDU был разработан для использования природного урана.
CANDU включает в себя ряд активных и пассивных функций безопасности в своей конструкции. Некоторые из них являются побочным эффектом физической компоновки системы.
Конструкции CANDU имеют положительный коэффициент пустотности , а также малый коэффициент мощности, что обычно считается плохим в конструкции реактора. Это означает, что пар, образующийся в теплоносителе, увеличит скорость реакции, что, в свою очередь, приведет к образованию большего количества пара. Это одна из многих причин более холодной массы замедлителя в каландре, поскольку даже серьезный паровой инцидент в активной зоне не окажет значительного влияния на общий цикл замедления. Только если сам замедлитель начнет кипеть, будет какой-либо значительный эффект, а большая тепловая масса гарантирует, что это будет происходить медленно. Намеренно «медленный» отклик процесса деления в CANDU дает контроллерам больше времени для диагностики и решения проблем. [8]
Топливные каналы могут поддерживать критичность только в том случае, если они механически надежны. Если температура топливных пучков повышается до точки, где они становятся механически нестабильными, их горизонтальное расположение означает, что они будут изгибаться под действием силы тяжести, смещая расположение пучков и снижая эффективность реакций. Поскольку исходное расположение топлива оптимально для цепной реакции, а топливо из природного урана имеет небольшую избыточную реактивность, любая значительная деформация остановит реакцию деления между топливными таблетками. Это не остановит производство тепла от распада продуктов деления, что будет продолжать обеспечивать значительную теплоотдачу. Если этот процесс еще больше ослабит топливные пучки, трубка давления, в которой они находятся, в конечном итоге согнется достаточно далеко, чтобы коснуться трубки каландра, что позволит теплу эффективно передаваться в бак замедлителя. Корпус замедлителя сам по себе обладает значительной тепловой мощностью и обычно поддерживается относительно холодным. [8]
Тепло, выделяемое продуктами деления, изначально будет составлять около 7% от полной мощности реактора, что требует значительного охлаждения. Конструкции CANDU имеют несколько аварийных систем охлаждения, а также ограниченную возможность самооткачки за счет тепловых средств (парогенератор находится значительно выше реактора). Даже в случае катастрофической аварии и расплавления активной зоны топливо не является критическим в легкой воде. [8] Это означает, что охлаждение активной зоны водой из близлежащих источников не увеличит реактивность топливной массы.
Обычно скорость деления контролируется отсеками с легкой водой, называемыми контроллерами жидкой зоны, которые поглощают избыточные нейтроны, и регулирующими стержнями, которые могут быть подняты или опущены в активной зоне для управления потоком нейтронов. Они используются для нормальной работы, позволяя контроллерам регулировать реактивность по всей топливной массе, поскольку различные части обычно сгорают с разной скоростью в зависимости от их положения. Регулирующие стержни также могут использоваться для замедления или остановки критичности. Поскольку эти стержни вставляются в каландры низкого давления, а не в топливные трубки высокого давления, они не будут «выброшены» паром, что является проблемой конструкции многих реакторов с водой под давлением.
Также имеются две независимые, быстродействующие системы аварийного отключения. Стержни отключения удерживаются над реактором электромагнитами и падают под действием силы тяжести в активную зону, чтобы быстро прекратить критичность. Эта система работает даже в случае полного отключения питания, поскольку электромагниты удерживают стержни вне реактора только при наличии питания. Вторичная система впрыскивает в каландрию раствор нейтронного поглотителя нитрата гадолиния под высоким давлением. [9]
Конструкция на тяжелой воде может поддерживать цепную реакцию с более низкой концентрацией делящихся атомов, чем реакторы на легкой воде, что позволяет использовать некоторые альтернативные виды топлива; например, « восстановленный уран » (RU) из отработанного топлива LWR. CANDU был разработан для природного урана с содержанием 235 U всего 0,7%, поэтому переработанный уран с содержанием 235 U 0,9% является сравнительно богатым топливом. Это извлекает еще 30–40% энергии из урана. Реактор Qinshan CANDU в Китае использовал восстановленный уран. [10] Разрабатываемый процесс DUPIC ( прямое использование отработанного топлива PWR в CANDU ) может перерабатывать его даже без переработки. Топливо спекается на воздухе (окисляется), затем в водороде (восстанавливается), чтобы превратить его в порошок, который затем формуется в топливные таблетки CANDU.
Реакторы CANDU также могут производить топливо из более распространенного тория . Это изучается Индией , чтобы воспользоваться ее природными запасами тория. [1]
Даже лучше, чем LWR , CANDU может использовать смесь оксидов урана и плутония ( МОКС-топливо ), плутоний либо из демонтированного ядерного оружия , либо из переработанного реакторного топлива. Смесь изотопов в переработанном плутонии не привлекательна для оружия, но может использоваться в качестве топлива (а не быть просто ядерными отходами), в то время как потребление оружейного плутония устраняет опасность распространения. Если цель заключается в явной утилизации плутония или других актинидов из отработанного топлива, то предлагается использовать специальное инертно-матричное топливо, чтобы сделать это более эффективно, чем МОКС. Поскольку они не содержат урана, это топливо не производит никакого дополнительного плутония.
Экономия нейтронов замедления тяжелой водой и точный контроль оперативной заправки позволяют CANDU использовать широкий спектр видов топлива, помимо обогащенного урана, например, природный уран, переработанный уран, торий , плутоний и отработанное топливо LWR. Учитывая стоимость обогащения, это может сделать топливо намного дешевле. Существуют первоначальные инвестиции в тонны 99,75% чистой [11] тяжелой воды для заполнения активной зоны и системы теплопередачи. В случае завода в Дарлингтоне расходы, обнародованные в рамках запроса о свободе информации , составили ночную стоимость завода (четыре реактора общей чистой мощностью 3512 МВт ) в 5,117 млрд канадских долларов (около 4,2 млрд долларов США по обменному курсу начала 1990-х годов). Общие капитальные затраты, включая проценты, составили 14,319 млрд канадских долларов (около 11,9 млрд долларов США), при этом на тяжелую воду пришлось 1,528 млрд долларов США, или 11% от этой суммы. [12]
Поскольку тяжелая вода менее эффективна, чем легкая вода, при замедлении нейтронов, [13] CANDU требует большего соотношения замедлителя к топливу и большего ядра для той же выходной мощности. Хотя ядро на основе каландра дешевле построить, его размер увеличивает стоимость стандартных функций, таких как здание защитной оболочки . Обычно строительство и эксплуатация атомной станции составляют ≈65% от общей стоимости жизненного цикла; для CANDU расходы еще больше зависят от строительства. Заправка топливом CANDU дешевле, чем у других реакторов, и стоит всего ≈10% от общей стоимости, поэтому общая цена за кВтч электроэнергии сопоставима. Реактор следующего поколения Advanced CANDU (ACR) смягчает эти недостатки за счет использования легководного теплоносителя и более компактного ядра с меньшим количеством замедлителя.
Когда впервые были введены в эксплуатацию, CANDU предлагали гораздо лучший коэффициент мощности (отношение вырабатываемой мощности к той, которая вырабатывалась бы при работе на полной мощности, 100% времени), чем LWR аналогичного поколения. Легководные конструкции в среднем тратили около половины времени на заправку или техническое обслуживание. С 1980-х годов кардинальные улучшения в управлении простоями LWR [ какие? ] сократили разрыв, и несколько блоков достигли коэффициента мощности ~90% и выше, при общей производительности парка США 92% в 2010 году. [14] Реакторы CANDU 6 последнего поколения имеют CF 88–90%, но общая производительность доминирует у старых канадских блоков с CF порядка 80%. [15] Восстановленные блоки исторически демонстрировали низкую производительность, порядка 65%. [16] С тех пор ситуация улучшилась с возвращением в эксплуатацию блоков А1 и А2 Брюса, коэффициенты загрузки которых после реконструкции (2013+) составляют 90,78% и 90,38% соответственно. [17]
Некоторые заводы CANDU пострадали от перерасхода средств во время строительства, часто из-за внешних факторов, таких как действия правительства. [18] Например, ряд вынужденных задержек строительства привели к примерно удвоению стоимости атомной электростанции Дарлингтон недалеко от Торонто, Онтарио. Технические проблемы и перепроектирование добавили еще около миллиарда к итоговой цене в 14,4 миллиарда долларов. [19] Напротив, в 2002 году два реактора CANDU 6 в Циньшане в Китае были завершены по графику и в рамках бюджета, достижение, приписываемое жесткому контролю над объемом и графиком. [20]
С точки зрения гарантий против распространения ядерного оружия , реакторы CANDU соответствуют аналогичному уровню международной сертификации, как и другие реакторы. [21] Плутоний для первого ядерного взрыва Индии, операции «Улыбающийся Будда» в 1974 году, был произведен в реакторе CIRUS, поставленном Канадой и частично оплаченном канадским правительством с использованием тяжелой воды, поставляемой Соединенными Штатами. [22] В дополнение к своим двум реакторам PHWR, Индия имеет несколько защищенных реакторов на тяжелой воде под давлением (PHWR), основанных на конструкции CANDU, и два защищенных реактора на легкой воде, поставленных США. Плутоний был извлечен из отработанного топлива всех этих реакторов; [23] Индия в основном полагается на разработанный и построенный Индией военный реактор под названием Dhruva . Считается, что конструкция основана на реакторе CIRUS, при этом Dhruva был масштабирован для более эффективного производства плутония. Предполагается, что именно этот реактор произвел плутоний для недавних (1998 г.) ядерных испытаний в Индии в рамках операции «Шакти» . [24]
Хотя тяжелая вода относительно устойчива к захвату нейтронов, небольшое количество дейтерия таким образом превращается в тритий . Этот тритий извлекается из некоторых установок CANDU в Канаде, в основном для повышения безопасности в случае утечки тяжелой воды. Газ накапливается и используется в различных коммерческих продуктах, в частности, в «бесполезных» системах освещения и медицинских приборах. В 1985 году то, что тогда называлось Ontario Hydro, вызвало споры в Онтарио из-за своих планов продать тритий Соединенным Штатам. План, по закону, включал продажу только для невоенных целей, но некоторые предполагали, что экспорт мог бы освободить американский тритий для программы ядерного оружия США. Будущие потребности, по-видимому, опережают производство, в частности потребности будущих поколений экспериментальных термоядерных реакторов, таких как ITER , при этом для запуска термоядерного реактора требуется до 10 кг трития, а для флота требуются десятки килограммов. К 2003 году на разделительном предприятии в Дарлингтоне ежегодно извлекалось от 1,5 до 2,1 килограмма (от 3,3 до 4,6 фунтов) трития, из которых небольшая часть была продана. [25] : 10 Соответственно, в 2024 году Канадские ядерные лаборатории объявили о десятилетней программе по реконструкции существующих установок CANDU и оснащению их установками для воспроизводства трития. [26]
Испытательная серия Operation Shakti 1998 года в Индии включала одну бомбу мощностью около 45 килотонн тротила (190 ТДж), которую Индия публично заявила как водородную бомбу. Небрежный комментарий в публикации BARC Heavy Water – Properties, Production and Analysis , по-видимому, предполагает, что тритий был извлечен из тяжелой воды в реакторах CANDU и PHWR, находящихся в коммерческой эксплуатации. Janes Intelligence Review цитирует председателя Индийской комиссии по атомной энергии, который признал наличие завода по извлечению трития, но отказался комментировать его использование. [27] Индия также способна производить тритий более эффективно путем облучения лития-6 в реакторах.
Тритий , 3 H, является радиоактивным изотопом водорода с периодом полураспада 12,3 года. Он производится в небольших количествах в природе (около 4 кг в год в мире) при взаимодействии космических лучей в верхних слоях атмосферы. Тритий считается слабым радионуклидом из-за его низкоэнергетических радиоактивных выбросов ( энергия бета-частиц до 18,6 кэВ). [28] Бета-частицы проходят 6 мм в воздухе и проникают в кожу только на глубину до 6 микрометров. Биологический период полураспада вдыхаемого, проглоченного или абсорбированного трития составляет 10–12 дней. [29]
Тритий вырабатывается в топливе всех реакторов; реакторы CANDU вырабатывают тритий также в своем теплоносителе и замедлителе из-за захвата нейтронов в тяжелом водороде. Часть этого трития попадает в защитную оболочку и обычно извлекается; небольшой процент (около 1%) выходит из защитной оболочки и считается обычным радиоактивным выбросом (также выше, чем у LWR сопоставимого размера). Поэтому ответственная эксплуатация установки CANDU включает мониторинг трития в окружающей среде (и публикацию результатов).
В некоторых реакторах CANDU тритий периодически извлекается. Типичные выбросы с заводов CANDU в Канаде составляют менее 1% от национального нормативного предела, который основан на рекомендациях Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) [30] (например, максимально допустимая концентрация трития в питьевой воде в Канаде [31] 7000 Бк /л соответствует 1/10 предела дозы МКРЗ для населения). Выбросы трития с других заводов CANDU также низки. [28] [32]
В целом, существуют значительные общественные противоречия по поводу радиоактивных выбросов с атомных электростанций, и для установок CANDU одной из главных проблем является тритий. В 2007 году Гринпис опубликовал критику выбросов трития с канадских атомных электростанций [28] Яном Фэрли . [33] Этот отчет подвергся критике [34] Ричардом Осборном. [35]
Развитие CANDU прошло четыре основных этапа с течением времени. Первые системы были экспериментальными и прототипными машинами ограниченной мощности. Их заменило второе поколение машин мощностью от 500 до 600 МВт эл. (CANDU 6), серия более крупных машин мощностью 900 МВт эл . и, наконец, разработка CANDU 9 и ACR-1000. [36] [37]
Первой разработкой с тяжеловодным замедлителем в Канаде был ZEEP , который начал работать сразу после окончания Второй мировой войны . К ZEEP присоединились несколько других экспериментальных машин, включая NRX в 1947 году и NRU в 1957 году. Эти усилия привели к созданию первого реактора типа CANDU, Nuclear Power Demonstration (NPD), в Ролфтоне, Онтарио. Он был задуман как доказательство концепции и рассчитан всего на 22 МВт эл . мощности, что является очень низкой мощностью для коммерческого энергетического реактора. NPD произвел первую ядерную электроэнергию в Канаде и успешно работал с 1962 по 1987 год. [38] [39]
Вторым реактором CANDU был реактор Douglas Point , более мощная версия, рассчитанная примерно на 200 МВт эл. мощности и расположенная недалеко от Кинкардина , Онтарио. Он был введен в эксплуатацию в 1968 году и проработал до 1984 года. Уникальная среди станций CANDU, Douglas Point имела заполненное маслом окно с видом на восточную сторону реактора, даже когда реактор работал. Первоначально планировалось, что Douglas Point будет станцией с двумя блоками, но второй блок был отменен из-за успеха более крупных блоков мощностью 515 МВт эл. мощности в Пикеринге . [40] [41]
Gentilly-1 в Беканкуре, Квебек , недалеко от Труа-Ривьер , Квебек, также был экспериментальной версией CANDU, использующей кипящий легководный теплоноситель и вертикальные напорные трубы, но не был признан успешным и закрыт после семи лет прерывистой эксплуатации. [42] Gentilly-2, реактор CANDU-6, начал работать в 1983 году. После заявлений вступающего правительства Партии Квебека в сентябре 2012 года о том, что Gentilly закроется, оператор, Hydro-Québec , решил отменить ранее объявленную реконструкцию завода и объявил о его закрытии в конце 2012 года, сославшись на экономические причины для этого решения. Компания начала 50-летний процесс вывода из эксплуатации, стоимость которого оценивается в 1,8 миллиарда долларов. [43]
Параллельно с классической конструкцией CANDU разрабатывались экспериментальные варианты. WR-1 , расположенный в лабораториях Whiteshell AECL в Пинаве, Манитоба , использовал вертикальные напорные трубы и органическое масло в качестве первичного охладителя. Используемое масло имеет более высокую температуру кипения , чем вода, что позволяет реактору работать при более высоких температурах и более низких давлениях, чем обычный реактор. Температура на выходе WR-1 составляла около 490 °C по сравнению с номинальными 310 °C у CANDU 6; более высокая температура и, следовательно, термодинамическая эффективность в некоторой степени компенсируют тот факт, что масла имеют примерно половину теплоемкости воды. Более высокие температуры также приводят к более эффективному преобразованию в пар и, в конечном счете, в электричество. WR-1 успешно работал в течение многих лет и обещал значительно более высокую эффективность, чем версии с водяным охлаждением. [44] [45]
Успехи NPD и Douglas Point привели к решению построить первую многоблочную станцию в Пикеринге, Онтарио. Пикеринг A, состоящая из блоков 1–4, была введена в эксплуатацию в 1971 году. Пикеринг B с блоками 5–8 была введена в эксплуатацию в 1983 году, что дало полную мощность станции 4120 МВт эл . Станция расположена очень близко к городу Торонто , чтобы снизить затраты на передачу .
Серия усовершенствований базовой конструкции Pickering привела к конструкции CANDU 6, которая впервые была введена в эксплуатацию в начале 1980-х годов. CANDU 6 по сути была версией электростанции Pickering, которая была перепроектирована для возможности строительства в виде однореакторных блоков. CANDU 6 использовалась на нескольких установках за пределами Онтарио, включая Gentilly-2 в Квебеке и атомную электростанцию Point Lepreau в Нью-Брансуике. CANDU 6 составляет большинство зарубежных систем CANDU, включая конструкции, экспортируемые в Аргентину, Румынию, Китай и Южную Корею. Только Индия эксплуатирует систему CANDU, которая не основана на конструкции CANDU 6.
Экономика атомных электростанций обычно хорошо масштабируется с размером. Это улучшение при больших размерах компенсируется внезапным появлением больших объемов энергии в сети, что приводит к снижению цен на электроэнергию за счет эффектов спроса и предложения. Прогнозы конца 1960-х годов предполагали, что рост спроса на электроэнергию превзойдет это давление снижения цен, что привело к тому, что большинство проектировщиков ввели установки в диапазоне 1000 МВт эл .
За Pickering A быстро последовало такое же масштабирование для ядерной генерирующей станции Брюс , построенной поэтапно между 1970 и 1987 годами. Это крупнейший ядерный объект в Северной Америке и второй по величине в мире (после Касивадзаки-Карива в Японии), с восемью реакторами мощностью около 800 МВт эл. каждый, в общей сложности 6232 МВт (нетто) и 7276 МВт (брутто). Другое, меньшее, масштабирование привело к проекту ядерной генерирующей станции Дарлингтон , похожей на завод Брюс, но выдающей около 880 МВт эл . на реактор в четырехреакторной станции.
Как и в случае с развитием проекта Пикеринга в CANDU 6, проект Брюса также был развит в похожий CANDU 9. [46] Как и CANDU 6, CANDU 9 по сути является переупаковкой проекта Брюса, так что его можно построить как однореакторный блок. Реакторы CANDU 9 не были построены.
В 1980-х и 1990-х годах рынок ядерной энергетики потерпел серьезный крах, и в Северной Америке или Европе было построено несколько новых станций. Проектные работы продолжались на протяжении всего периода, и были представлены новые концепции дизайна, которые значительно улучшили безопасность, капитальные затраты, экономику и общую производительность. Эти машины поколения III+ и поколения IV стали предметом значительного интереса в начале 2000-х годов, поскольку казалось, что ядерный ренессанс уже начался, и в течение следующего десятилетия будет построено большое количество новых реакторов. [47]
AECL работала над проектом, известным как ACR-700, с использованием элементов последних версий CANDU 6 и CANDU 9, с проектной мощностью 700 МВт эл . [37] Во время ядерного ренессанса масштабирование, наблюдавшееся в предыдущие годы, вновь проявилось, и ACR-700 был преобразован в ACR-1000 мощностью 1200 МВт эл . ACR-1000 — это технология CANDU следующего поколения (официально «поколение III+»), которая вносит некоторые существенные изменения в существующую конструкцию CANDU. [48]
Главным изменением, и самым радикальным среди поколений CANDU, является использование в качестве охладителя находящейся под давлением легкой воды. Это значительно снижает стоимость внедрения первичного контура охлаждения, который больше не нужно заполнять дорогой тяжелой водой. ACR-1000 использует около 1/3 тяжелой воды, необходимой в конструкциях более раннего поколения. Он также устраняет образование трития в контуре охлаждения, основного источника утечек трития в действующих конструкциях CANDU. Реконструкция также допускает слегка отрицательную реактивность пустот , что является основной целью проектирования всех машин поколения III+. [48]
Конструкция также требует использования слегка обогащенного урана , обогащенного примерно на 1 или 2%. Основной причиной этого является увеличение коэффициента выгорания, что позволяет пучкам оставаться в реакторе дольше, так что производится только треть отработанного топлива. Это также влияет на эксплуатационные расходы и графики, поскольку частота перезарядки сокращается. Как и в случае с более ранними конструкциями CANDU, ACR-1000 также предлагает онлайн-заправку. [48]
За пределами реактора ACR-1000 имеет ряд изменений в конструкции, которые, как ожидается, значительно снизят капитальные и эксплуатационные расходы. Главным среди этих изменений является проектный срок службы 60 лет, что значительно снижает цену электроэнергии, вырабатываемой в течение срока службы станции. Конструкция также имеет ожидаемый коэффициент мощности 90%. Парогенераторы и турбины более высокого давления повышают эффективность ниже по потоку от реактора. [48]
Многие из изменений в эксплуатационном проекте были также применены к существующему CANDU 6 для создания усовершенствованного CANDU 6. Также известного как CANDU 6e или EC 6, это была эволюционная модернизация конструкции CANDU 6 с валовой мощностью 740 МВт эл. на блок. Реакторы спроектированы со сроком службы более 50 лет, с программой середины срока службы для замены некоторых ключевых компонентов, например, топливных каналов. Прогнозируемый среднегодовой коэффициент мощности составляет более 90%. Улучшения в методах строительства (включая модульную сборку с открытым верхом) снижают затраты на строительство. CANDU 6e спроектирован для работы при настройках мощности всего 50%, что позволяет им гораздо лучше подстраиваться под спрос на нагрузку, чем предыдущие конструкции. [49]
По большинству показателей CANDU — это «реактор Онтарио». Система была разработана почти полностью в Онтарио, и только два экспериментальных проекта были построены в других провинциях. Из 29 построенных коммерческих реакторов CANDU, 22 находятся в Онтарио. Из этих 22 реакторов ряд был выведен из эксплуатации. Два новых реактора CANDU были предложены для Дарлингтона с помощью канадского правительства в финансировании, [50] но эти планы закончились в 2009 году из-за высоких затрат. [51]
AECL активно продвигала CANDU в Канаде, но получила ограниченный прием. На сегодняшний день в других провинциях построено только два неэкспериментальных реактора, по одному в Квебеке и Нью-Брансуике, другие провинции сосредоточились на гидро- и угольных электростанциях. Несколько канадских провинций разработали большие объемы гидроэнергетики. Альберта и Саскачеван не обладают обширными гидроресурсами и используют в основном ископаемое топливо для выработки электроэнергии.
Интерес был проявлен в Западной Канаде , где реакторы CANDU рассматриваются в качестве источников тепла и электроэнергии для энергоемкого процесса добычи нефтяных песков , который в настоящее время использует природный газ . Корпорация Energy Alberta Corporation объявила 27 августа 2007 года, что они подали заявку на получение лицензии на строительство новой атомной электростанции в Лак-Кардинал (в 30 км к западу от города Пис-Ривер, Альберта ), при этом два реактора ACR-1000 будут запущены в эксплуатацию в 2017 году, производя 2,2 гигаватта (электрических). [52] Парламентский обзор 2007 года предложил приостановить усилия по разработке. [53] Позднее компания была куплена Bruce Power, [54] который предложил расширить завод до четырех блоков общей мощностью 4,4 гигаватта. [55] Эти планы были расстроены, и позже Bruce отозвал свою заявку на строительство в Лак-Кардинал, предложив вместо этого новую площадку примерно в 60 км. [56] В настоящее время эти планы находятся в упадке после того , как широкие консультации с общественностью показали, что, хотя около 1/5 населения поддерживает идею строительства реакторов, 1/4 выступает против. [57] [58]
В 1970-х годах международный рынок ядерных продаж был чрезвычайно конкурентным, и многие национальные ядерные компании поддерживались зарубежными посольствами своих правительств. Кроме того, темпы строительства в Соединенных Штатах означали, что перерасход средств и задержка завершения в целом закончились, и последующие реакторы будут дешевле. Канада, относительно новый игрок на международном рынке, имела многочисленные недостатки в этих усилиях. CANDU был намеренно разработан для снижения потребности в очень больших обработанных деталях, что сделало его пригодным для строительства странами без крупной промышленной базы. Усилия по продажам имели наибольший успех в странах, которые не могли локально строить конструкции других фирм.
В конце 1970-х годов AECL отметила, что каждая продажа реактора будет трудоустраивать 3600 канадцев и принесет 300 миллионов долларов дохода платежному балансу. [59] Эти усилия по продажам были направлены в первую очередь на страны, управляемые диктатурами или подобными им, что вызвало серьезную обеспокоенность в парламенте. [60] Эти усилия также привели к скандалу, когда выяснилось, что миллионы долларов были переданы иностранным агентам по продажам, при этом практически не было никаких сведений о том, кем они были или что они делали, чтобы заработать деньги. [61] Это привело к расследованию Королевской канадской конной полиции после того, как были подняты вопросы о продажах в Аргентине, и к новым правилам о полном раскрытии комиссий за будущие продажи. [62]
Первым успехом CANDU стала продажа ранних проектов CANDU в Индию. В 1963 году было подписано соглашение об экспорте энергетического реактора мощностью 200 МВт на основе реактора Douglas Point. Успех сделки привел к продаже в 1966 году второго реактора той же конструкции. Первый реактор, тогда известный как RAPP-1 (Rajasthan Atomic Power Project), начал работу в 1972 году. Серьезная проблема с растрескиванием торцевого щита реактора привела к остановке реактора на длительные периоды, и в конечном итоге мощность реактора была снижена до 100 МВт. [63] Строительство реактора RAPP-2 все еще продолжалось, когда Индия взорвала свою первую атомную бомбу в 1974 году, что привело к прекращению Канадой ядерных отношений с этой страной. Частью соглашения о продаже был процесс передачи технологий. Когда Канада вышла из разработки, Индия продолжила строительство заводов, подобных CANDU, по всей стране. [64] К 2010 году реакторы на базе CANDU работали на следующих объектах: Кайга (3), Какрапар (2), Мадрас (2), Нарора (2), Раджастхан (6) и Тарапур (2).
В Пакистане в период с 1966 по 1971 год была построена Карачинская атомная электростанция общей мощностью 137 МВт .
В 1972 году AECL представила проект, основанный на процессе завода Pickering, в Аргентинскую Comision Nacional de Energia Atomica в партнерстве с итальянской компанией Italimpianti. Высокая инфляция во время строительства привела к огромным убыткам, а попытки пересмотреть сделку были прерваны переворотом в марте 1976 года под руководством генерала Виделы. Атомная электростанция Embalse начала коммерческую эксплуатацию в январе 1984 года. [65] Продолжаются переговоры об открытии большего количества реакторов CANDU 6 в стране, включая сделку 2007 года между Канадой, Китаем и Аргентиной, но на сегодняшний день никаких четких планов не было объявлено. [66]
Лицензионное соглашение с Румынией было подписано в 1977 году, по которому проект CANDU 6 продавался по $5 млн за реактор для первых четырех реакторов, а затем по $2 млн за каждый для следующих двенадцати. Кроме того, канадские компании поставляли различное количество оборудования для реакторов, около $100 млн из $800 млн цены первого реактора, а затем снижалась со временем. В 1980 году Николае Чаушеску попросил модификацию, чтобы предоставлять товары вместо денег, в обмен на это количество канадского содержания было увеличено, и второй реактор должен был быть построен с канадской помощью. Экономические проблемы в стране ухудшались на протяжении всего этапа строительства. Первый реактор АЭС Чернаводэ был запущен только в апреле 1996 года, через десятилетие после его предсказанного запуска в декабре 1985 года. [67] Дальнейшие займы были организованы для завершения второго реактора, который был запущен в ноябре 2007 года. [68]
В январе 1975 года было объявлено о сделке по строительству одного реактора CANDU 6 в Южной Корее, теперь известного как энергетический реактор Wolsong-1 . Строительство началось в 1977 году, а коммерческая эксплуатация началась в апреле 1983 года. В декабре 1990 года было объявлено о дальнейшей сделке по строительству трех дополнительных блоков на той же площадке, которые начали работу в период 1997–1999 годов. [69] Южная Корея также вела переговоры о разработке и передаче технологий с Westinghouse для их усовершенствованной конструкции реактора System-80, и все будущие разработки основаны на местных версиях этого реактора. [70]
В июне 1998 года началось строительство реактора CANDU 6 в Циньшане, Китайская АЭС Циньшань , как Фазы III (блоки 4 и 5) запланированного объекта из 11 блоков. Коммерческая эксплуатация началась в декабре 2002 и июле 2003 года соответственно. Это первые тяжеловодные реакторы в Китае. Циньшань является первым проектом CANDU-6, в котором используется конструкция здания реактора с открытым верхом, и первым проектом, где коммерческая эксплуатация началась раньше запланированной даты. [71]
CANDU Energy продолжает маркетинговые усилия в Китае. [72] Кроме того, Китай и Аргентина согласовали контракт на строительство реактора CANDU-6 мощностью 700 МВт. Строительство планируется начать в 2018 году в Атуча . [73] [74]
Стоимость электроэнергии от любой электростанции может быть рассчитана примерно по одному и тому же набору факторов: капитальные затраты на строительство или выплаты по кредитам, взятым для обеспечения этого капитала, стоимость топлива на основе ватт-часа, а также фиксированные и переменные сборы за техническое обслуживание. В случае ядерной энергетики обычно включаются две дополнительные затраты: стоимость постоянной утилизации отходов и стоимость вывода из эксплуатации станции по окончании ее полезного срока службы. Как правило, капитальные затраты доминируют в цене ядерной энергетики, поскольку объем произведенной энергии настолько велик, что он подавляет стоимость топлива и обслуживания. [75] Всемирная ядерная ассоциация подсчитала, что стоимость топлива, включая всю обработку, составляет менее одного цента (0,01 долл. США) за кВт·ч. [76]
Информация об экономических показателях CANDU несколько однобока; большинство реакторов находятся в Онтарио, который также является «самым публичным» среди основных операторов CANDU. Несколько антиядерных организаций, таких как Ontario Clean Air Alliance (OCAA) и Pembina, заявили, что каждый проект CANDU в Онтарио превысил бюджет по крайней мере на 25%, а в среднем более чем на 150% превысил прогнозируемый показатель. [77] Однако это основано на использовании цифр «доллара дня», которые не скорректированы с учетом инфляции. С учетом инфляции все станции были в рамках бюджета или ниже его, за исключением Дарлингтона. [ требуется цитата ] Даже с учетом инфляции Дарлингтон значительно превысил бюджет, почти вдвое превысив первоначальную оценку, но этот проект был остановлен в процессе реализации, тем самым понеся дополнительные процентные платежи в период высоких процентных ставок, что является особой ситуацией, которая, как ожидалось, не повторится. [ требуется цитата ]
В 1980-х годах трубы давления в реакторах Pickering A были заменены до истечения проектного срока службы из-за неожиданного ухудшения, вызванного водородной хрупкостью . Тщательный осмотр и техническое обслуживание позволили избежать этой проблемы в более поздних реакторах.
Все реакторы Pickering A и Bruce A были остановлены в 1999 году, чтобы сосредоточиться на восстановлении эксплуатационных характеристик в более поздних поколениях в Pickering, Bruce и Darlington. Перед повторным запуском реакторов Pickering A компания OPG провела ограниченную программу реконструкции. Первоначальные оценки стоимости и времени, основанные на неадекватной разработке масштаба проекта, были значительно ниже фактических сроков и стоимости, и было решено, что блоки Pickering 2 и 3 не будут перезапущены по коммерческим причинам.
Подобные перерасходы средств повторились в Брюсе, где блоки 3 и 4 превысили бюджет на 90%. [77] Аналогичные перерасходы средств наблюдались в Пойнт-Лепро, [78] а завод Джентилли-2 был закрыт 28 декабря 2012 года. [79]
На основе прогнозируемых капитальных затрат, а также низкой стоимости топлива и технического обслуживания в 1994 году прогнозировалось, что электроэнергия от CANDU будет значительно ниже 5 центов/кВт·ч. [80]
В 1999 году компания Ontario Hydro была разделена, а ее генерирующие мощности преобразованы в Ontario Power Generation (OPG). Чтобы сделать компании-преемницы более привлекательными для частных инвесторов, $19,4 млрд. «неликвидного долга» были переданы под контроль Ontario Electricity Financial Corporation. Этот долг медленно выплачивается из различных источников, включая тариф 0,7 цента/кВт·ч на всю электроэнергию, все налоги на прибыль, выплачиваемые всеми действующими компаниями, и все дивиденды, выплачиваемые OPG и Hydro One .
По состоянию на октябрь 2022 года Дарлингтон находится в последней половине 10-летнего проекта по капитальному ремонту всех четырех блоков, достигнув проектной середины срока службы. Бюджет установлен в размере 12,5 млрд долларов, и планируется производить электроэнергию по цене от 6 до 8 центов/кВт·ч. В настоящее время проект идет по графику и в рамках бюджета. [81]
Блоки 1, 3 и 4 Дарлингтона работали со средним годовым коэффициентом мощности за весь срок службы 85%, а блок 2 с коэффициентом мощности 78%, [82] По состоянию на 2010 год отремонтированные блоки в Пикеринге и Брюсе имели коэффициенты мощности за весь срок службы от 59 до 69%. [83] Это включает периоды в несколько лет, когда блоки были закрыты для замены труб и восстановления. Коэффициенты мощности после ремонта намного выше: Брюс А1 составил 90,78%, Брюс А2 — 90,38% (2013+), [17] Пикеринг А1 — 71,18% и Пикеринг А4 — 70,38%. [84] В 2009 году блоки 3 и 4 Брюс А имели коэффициенты мощности 80,5% и 76,7% соответственно, в год, когда у них был крупный сбой в работе вакуумного здания. [85]
Сегодня в мире используется 31 реактор CANDU, а в Индии — 13 «производных CANDU», разработанных на основе конструкции CANDU. После того, как Индия в 1974 году взорвала ядерную бомбу, Канада прекратила ядерные сделки с Индией. Распределение выглядит следующим образом:
Системы охлаждающей воды для всех требований к охлаждению реактора CANDU могут работать как на соленой, так и на пресной воде. На заводе также могут быть установлены обычные градирни. Можно обрабатывать диапазон температур охлаждающей воды, соответствующий среде завода. Разработан общий набор исходных условий для соответствия потенциальным местам для EC6.
{{cite web}}: CS1 maint: архивная копия как заголовок ( ссылка )