CANDU

CANDU , forkortelse for CAN adian D euterium U ranium, er en forsyningskjede av trykksatte tungtvanns atomreaktorer (dvs. PHWR ) og naturlig uran (dvs. med en konsentrasjon på 235 U på omtrent 0,7 %, lik den som finnes i uran utvunnet i naturen ) utviklet av AECL (Atomic Energy of Canada Limited) på seksti- og syttitallet, praktisk talt samtidig med det italienske prosjektet CIRENE , som imidlertid var av typen BHWR . CIRENE-prosjektet nådde aldri et praktisk resultat, fordi pilotanlegget i Latina , nesten ferdigstilt, aldri ble satt i drift og til slutt forlatt etter folkeavstemningen mot atomkraft .

Introduksjon

CANDU atomreaktoren er en trykksatt tungtvann atomreaktor utviklet på slutten av 1950- og 1960 -tallet basert på det tidligere arbeidet til fysikeren Bruno Pontecorvo fra et felles selskap mellom Atomic Energy of Canada Limited (AECL), Hydro-Electric Power Commission i Ontario region (nå kjent som Ontario Power Generation ), kanadiske General Electric (nå GE Canada) og andre private industrier. Den ganske fleksible reaktoren bruker naturlig uranoksid UO 2 som hovedkjernebrensel , men kan også utnytte thoriumdioksid og plutoniumdioksid og blandinger av uranoksider og plutoniumisotoper av forskjellige sammensetninger, kjent som MOX . Som nøytronmoderator bruker den deuteriumoksid ( tungtvann , D 2 O). Alle atomreaktorer som for tiden opererer i Canada er av typen CANDU. Canada markedsfører aktivt disse atomkraftreaktorene i utlandet.

Tekniske egenskaper

CANDU-reaktoren er konseptuelt lik de fleste typer atomreaktorer med lett vann , selv om den skiller seg ut i noen detaljer, for eksempel den positive tomromskoeffisienten.

Fisjonsreaksjoner i atomreaktorkjernen varmer opp en væske, i dette tilfellet er det tungtvann (se nedenfor). Denne kjølevæsken holdes på høyt trykk for å heve kokepunktet og forhindre at det dannes damp i kjernen. Det varme tungtvannet som genereres i den primære kjølekretsen føres inn i en dampgenerator som varmer opp lettvannet i den sekundære kjølekretsen, ved lavere trykk. Dette vannet blir til damp og driver en konvensjonell turbin , koblet til en vekselstrømgenerator .

Dampen, etter sin ekspansjon gjennom turbinen, kondenseres. Noen av de nyeste CANDU-anleggene, som Darlington Nuclear Generating Station , nær Toronto , bruker et diffusjons- og eksosanlegg som begrenser de termiske effektene som miljøet utsettes for innenfor grensene for akseptable temperaturvariasjoner, i tråd med naturlige. .

Enkle, men effektive teknologier

I årene CANDU ble designet, hadde ikke Canada noen tungindustri som var i stand til å smi den store, tunge ståltrykkbeholderen som brukes i de fleste lettvannsreaktorer. På den annen side er det varme tungtvannet i den trykksatte primærkretsen inneholdt i mindre horisontale rør, omtrent 10 cm i diameter, som inneholder brenselstavene (kalt kraftrør). Disse mindre rørene er lettere å produsere enn en stor trykkbeholder. For å tillate en bedre økonomi av nøytroner med tanke på den utbredte bruken av naturlig uran i denne forsyningskjeden, er rørene produsert i Zr2.5Nb . Kraftrørene er koaksialt inneholdt i andre rør (calandria-rør), sveiset til en veldig stor lavtrykkstank (calandria), som inneholder det meste av nøytronmoderatoren (tungtvann), separert fra det lette vannet som fungerer som kjølevæske. Tungtvann med modererende funksjoner er derfor helt adskilt fra det som har kjølefunksjoner, i motsetning til hva som skjer i lettvannsreaktorer (LWR - Light Water Reactor ), hvor de to funksjonene utføres av det samme lettvannet.

Da denne forsyningskjeden ble planlagt, hadde ikke Canada tilgang til urananrikningsanlegg . CANDU bruker derfor naturlig uran som drivstoff. Det lette vannet, som ble brukt i reaktorene som da eksisterte, kunne ikke brukes på grunn av sin høye nøytronfangstseksjon, og med tanke på at tungtvann i stedet har en veldig lav nøytronabsorpsjon, ble sistnevnte brukt som en modererende væske.

Beskrivelse av drivstoffstaver

I en lettvannsreaktor (LWR) er kjernen inneholdt i en enkelt trykkbeholder (beholder) der det også er lettvann (H 2 O), som har den doble funksjonen moderator og kjølevæske, og drivstoffet er i form av tabletter stablet oppå hverandre, omhyllet i stenger av en Zircaloy-struktur og satt sammen i elementer (drivstoffmontering) som krysser hele kjernen. I noen LWR-typer, nettopp de vanligste PWR og BWR, krever etterfylling av brensel nedstenging av reaktoren, åpning av lokket på fartøyet og derfor utskifting av en del av kjernen, omtrent en tredjedel eller en fjerdedel avhengig av type forsyningskjede, produsert energi og andre faktorer. CANDU-skall- og rørkonseptet tillater derimot fjerning av enkelt brenselelementer uten å måtte avbryte produksjonen av elektrisitet, med en åpenbar fordel i driftsøkonomien. Systemet består av automatiske manipulatorer, plassert i par: den ene trekker ut det brukte brenselelementet og den andre, i den andre enden av trykkrøret, setter inn det nye friske elementet. Muligheten for in-line opplading er også tilgjengelig i andre typer reaktorer, som RBMK eller CIRENE, igjen for å unngå driftsavbrudd.

Brenselelementet til en CANDU-reaktor består av et antall zircaloy-rør som inneholder keramiske brenselpellets, satt sammen til elementer av størrelse som tilsvarer kraftkanalen i reaktoren. I tidligere design hadde systemet 28 eller 37 drivstoffrør, en halv meter lange, og besto av 12 elementer plassert sekvensielt i hver kraftkanal. Et relativt nytt system, kalt CANFLEX , består av 43 rør, med to forskjellige størrelser på pellets. Den har en diameter på omtrent 10 cm (fire tommer), er omtrent 0,5 m (20 tommer) lang, veier omtrent 20 kg (44 lb) og erstatter 37-rørsstangen. Den er spesielt designet for å øke drivstoffeffektiviteten ved å bruke to forskjellige størrelser (diameter) av pellets.

Et antall passende anordnede rør som inneholder lett vann (kalt væskekontrollstaver) hjelper til med å kontrollere reaksjonen. Disse absorberer overflødige nøytroner og reduserer reaktiviteten i området der de er tilstede.

Den store termiske massen til moderatoren gir et enormt kjølepotensial ( kjøleribbe ), som er en ekstra iboende kjernefysisk sikkerhetsfunksjon . Faktisk, hvis et av brenselelementene skulle overopphetes, utvide seg og deretter deformeres i sin kanal, ville den resulterende endringen i geometri tillate større ledning til den kalde moderatoren, forsinke nedbrytningen av brenselkanalen og begrense muligheten for kjernefysisk nedsmelting ... _ Siden forsyningskjeden bruker naturlig uranoksid som drivstoff (eller thorium eller lavanriket uran), kan ikke denne reaktoren opprettholde kjedereaksjonen hvis den opprinnelige geometrien til brenselkanalen er betydelig endret.

Quick Stop Systems

CANDU-forkoblinger bruker to uavhengige hurtigstoppsystemer. Det første systemet består av stopp-/kontrollstenger, som krysser calandria vertikalt og penetrerer kjernen i tilfelle reaktorstans på grunn av inngrep fra sikkerhetssystemene. Det andre systemet, som kan implementeres i tilfelle svikt i det forrige systemet, forutsetter i stedet injeksjon av en gadoliniumnitratløsning direkte inn i lavtrykksmoderatoren inneholdt i kalenderen. [1] Et ytterligere system består i rask tømming av tungtvannet som finnes i calandria mot den nedre bassenget av reaktorbygningen, og dermed avbryte kjernefysisk fisjonsreaksjon på grunn av mangel på moderator.

Formål med å bruke tungtvann

Se kjernefysisk fisjon og tungtvann for detaljer.

Nøkkelen til å opprettholde en kjernefysisk reaksjon inne i en atomreaktor er å bremse (moderere) fluksen av nøytroner som frigjøres under fisjon for å øke sannsynligheten for å forårsake fisjon i andre kjerner. Med nøye kontroll over geometrien og reaksjonshastighetene kan en selvopprettholdende kjernefysisk kjedereaksjon oppnås, en tilstand kjent som "kritikk".

Naturlig uran består av en blanding av forskjellige isotoper , hovedsakelig 238 U og en mye lavere mengde (omtrent 0,72 vekt%) på 235 U. 238 U kan spaltes av nøytroner som er svært energiske, med energier på 1 MeV eller høyere. Til tross for alt kan ingen mengde på 238 U gjøres "kritisk", siden den har en tendens, på en "parasittisk" måte, til å absorbere flere nøytroner enn de den frigjør i prosessen. På den annen side kan 235 U opprettholde en selvopprettholdende kjedereaksjon, men på grunn av knappheten på 235 U i naturlig uran, kan dette skilles ut med vanskeligheter og høye kostnader.

«Trikset» for å starte og holde en atomreaktor i drift er å bremse noen av nøytronene for å øke muligheten for å utløse kjernefysisk fisjon i 235 U, som øker til et nivå som tillater en kjedereaksjon av selvgående uran. .-støttet fullt ut. Dette krever bruk av en nøytronmoderator , som kan absorbere deler av kinetisk energi til nøytronene, og bremse dem ned til et energinivå som kan sammenlignes med den termiske energien til de samme kjernene som moderatoren (dette fører til terminologien " termisk nøytron " " og "termiske reaktorer"). Under denne bremseprosessen er det nyttig å fysisk separere nøytronfluksen fra uranet, siden 238 U-kjernene har en enorm parasittisk affinitet for nøytroner i dette mellomliggende energispekteret (en kjernereaksjon kjent som "resonansabsorpsjon. ). Det er gode grunner, basert på det grunnleggende i kjernefysikk, for å designe reaktorer med diskrete brenselelementer atskilt av en moderator, i stedet for å bruke en mer homogen blanding av de to materialene.

Vann er en utmerket moderator. Hydrogenatomene i vannmolekyler er veldig nær massen til enkeltnøytronet og har derfor potensial for høy energioverføring, som konseptuelt ligner på kollisjonen mellom to identiske biljardkuler. Men i tillegg til å være en god moderator, er vann også effektivt til å absorbere nøytroner. Bruk av vann som moderator innebærer en viss absorpsjon av nøytroner, for eksempel for å forhindre oppnåelse av kritikalitet med den lille mengden 235 U som finnes i naturlig uran. På denne måten krever lettvannsreaktoren brensel anriket med uran 235 U. Dette er definert anriket uran som generelt, i atomreaktorer for sivilt bruk, inneholder mellom 3 % og 5 % av 235 U i vekt (biproduktet av denne prosessen er kjent som utarmet uran , hovedsakelig bestående av 238 U). I denne anrikede formen gjør overfloden av 235 U det mulig å reagere med moderate nøytroner fra lett vann for å opprettholde "kritiske" forhold.

En komplikasjon av denne tilnærmingen er kravet om å bygge urananrikningsanlegg som vanligvis er dyre å bygge og drifte. De presenterer også et atomspredningsproblem siden de samme systemene som brukes til å berike 235 U også kan brukes til å produsere et mye mer "rent" materiale, kalt våpenkvalitet (90 % eller mer enn 235 U), egnet for å lage en bombe . atom . Operatører kan redusere denne risikoen ved å kjøpe ferdige brenselelementer fra reaktorleverandøren, og returnere brukte brenselelementer til samme leverandør.

En alternativ løsning på problemet er å bruke en moderator som ikke absorberer nøytroner like lett som vann. I et slikt tilfelle kan potensielt alle frigjorte nøytroner modereres og brukes i reaksjoner med 235 U, i så fall vil det være nok 235 U i naturlig uran til å støtte den "kritiske" tilstanden. En slik moderator er tungtvann eller deuteriumoksid. Dette reagerer dynamisk med nøytroner på en lignende måte som lett vann , om enn med mindre effektivitet når det gjelder å bremse. Fordelen er at det å allerede ha ett nøytron mer enn hydrogenet i lettvann , som det normalt ville ha en tendens til å absorbere, reduserer dermed absorpsjonshastigheten (tverrsnitt).

Bruken av tungtvann som moderator er hovedtrekket til CANDU-reaktorer, som tillater bruk av naturlig uran som drivstoff (i form av keramisk UO 2 ). Dette betyr at reaktoren kan holdes i drift uten å måtte følges av urananrikningsanlegg. En annen funksjon, på grunn av strukturen til CANDU-reaktoren, er at det meste av moderatoren har en lavere temperatur enn tradisjonelle reaktorer, hvor moderatoren i stedet når høye temperaturer. Dette gjør CANDU-reaktoren spesielt effektiv, siden nøytronene som termaliseres av moderatoren er mer "termiske", det vil si at de har mindre energi. Av denne grunn kan CANDU-reaktoren ikke bare utnytte naturlig uran og andre brensler, men den kan utnytte dem mer effektivt.

Drivstoffsykluser

Sammenlignet med "lettvann"-atomreaktorer, har en "tungtvann"-reaktor en termisk "nøytronrik" kjerne. Dette gjør CANDU-prosjektet i stand til å «brenne» flere typer alternative «atombrensel». For tiden er det mest interessante drivstoffet som studeres blandet oksidbrensel (MOX).

Bruke MOX-er

MOX er en blanding av naturlig uran og plutonium , som det som er utvunnet fra mange atomvåpen som ble tatt ut av drift etter START- og SORT -avtalene . Det er for tiden en rikelig tilførsel av plutonium fra demontering av atomstridshoder under de mange avtalene som er inngått av USA og Sovjetunionen .

Sikkerheten til disse forekomstene av plutonium, ekstremt farlige for sin radioaktivitet, og som kan brukes til å bygge bomber (spesielt ved å beregne de århundrer gamle tidene med halvering av radioaktivitet ), anses for tiden som en langsiktig trussel som tynger fremtidige generasjoner.

Når plutonium «brennes» i CANDU-reaktoren, settes det en stopper for dens eksistens, siden det er fisjon i lettere grunnstoffer, som ikke kan brukes til krigsbruk, med kortere radioaktive halveringstider, og med utmerket energiutbytte. Plutonium kan også utvinnes ved å reprosessere «brukt» kjernebrensel fra konvensjonelle reaktorer. Selv om plutoniumet som genereres i lettvanns atomreaktorer vanligvis består av en blanding av isotoper som ikke er egnet for fremstilling av atomvåpen, kan det med fordel brukes i MOX-blandingen, for å redusere både mengden og netto radioaktivitet av atomavfallet. som må lagres for å bli "avkjølt" og deretter forglasset og låst opp i forseglede rustfrie beholdere, plassert på geologisk stabile steder.

Bruk av "gjenvunnet" uran

Men plutonium er ikke det spaltbare materialet for CANDU-reaktorer. Siden denne reaktoren ble designet for å spalte naturlig uran, kan drivstoffet til CANDU-er utvinnes fra utarmet uranstaver som utvinnes når lettvannsatomreaktoren (LWR) går tom for drivstoff. Dette drivstoffet, industrielt kjent som "Recovered Uranium" (RU), har typisk en anrikning i U-235 rundt 0,9%, noe som gjør det uegnet for bruk i LWR (hvis ikke ved lave effekttettheter), men som likevel utgjør en rik drivstoffkilde for CANDU-reaktoren (naturlig uran har en overflod i U-235 på ca. 0,7%). Det anslås at en CANDU-reaktor kan utvinne ytterligere 30-40 % av energien fra det "brukte" LWR-brenselet takket være kjemisk reprosessering [2] [3] (ved separasjon av ikke-spaltbare radioaktive elementer og isotoper, som cesium , strontium , jod , etc.).

For eksempel, ved å resirkulere uran som brukes i franske reaktorer, kan Italia spalte "nesten oppbrukt" uran (ved 2%), og returnere til Frankrike et utarmet uran (1-0,7%) i mindre mengder fordi det er spaltet, og dermed unngå å ha å deponere kjernefysisk uranavfall på sitt territorium.

CANDU-reaktoren produserer tritium som et biprodukt , som en dag kan brukes i fusjonsreaktorer , som for tiden studeres og eksperimenteres .

Direkte bruk av drivstoff med "DUPIC"-syklusen

Resirkulering av brenselstaver fra konvensjonelle LWR-reaktorer innebærer ikke nødvendigvis et kjemisk reprosesseringstrinn. I noen brenselssyklustester ble DUPIC- metodikken ( direkte bruk av brukt PWR-brensel i CANDU ) testet , hvor brenselet som brukes i trykkvannsatomreaktoren pakkes om i CANDU-brenselfatene, med det enkle kuttet i små biter, men uten enhver form for kjemisk reprosessering. Igjen, mens lettvannsreaktorer trenger den store kjernefysiske reaktiviteten forbundet med anriket brensel, gjør nøytronøkonomien tilstede inne i en CANDU tungtvannsreaktor at fisjonsreaksjonen kan utføres selv i nærvær av den lave reaktiviteten til naturlig uran og "utarmet" uran fra "DUPIC"-syklusen. [4]

Bruk av inert matrisedrivstoff

Noen inerte matrisedrivstoff (som zirkonium eller beryllium) har også blitt foreslått. Disse gjør at plutonium og andre aktinider avledet fra brukt brensel kan forbrennes mye mer effektivt enn i MOX-drivstoff. Denne egenskapen skyldes drivstoffets "inerte" natur, så kalt fordi det ikke inneholder uran, og derfor skaper det ikke mer plutonium når det forbrukes.

Bruk av thoriumdioksid

CANDU-reaktorer kan også drives med naturlig thorium [5] , et veldig billig aktinidmetall, siden det er tre til fire ganger mer utbredt enn uran, og ikke kan brukes til krigsformål. For tiden finner det største programmet for utnyttelse av thorium i forbindelse med fredsbevaring sted i India , et land som er veldig rikt på dette mineralet.

Den store fordelen med å bruke thorium i stedet for uran er muligheten for å lage reaktoren " selvgjødsel " selv uten å bruke raske nøytroner (som medfører mange problemer med hensyn til materialer å bygge reaktoren med), som generelt er nødvendig i reaktorer. uran. Med andre ord, selv en termisk (dvs. langsommere) nøytronreaktor kan produsere sitt eget" brensel "av seg selv og unngå problemer på grunn av høy nøytronbestråling.

Videre har avfallet som produseres, sammenlignet med reaktorer som bruker uran, en mye kortere levetid og er mye mindre radiotoksisk: etter mindre enn et århundre er det faktisk mindre farlig enn uran som finnes i naturen. Det antas derfor at slaggen kun bør holdes inne i rundt 300 år totalt. Til sammenligning tar det uttømte "drivstoffet" til en 3. generasjons uranreaktor, for å redusere dens radiotoksisitet til nivåer under nivåene til det naturlige utgangsuranet, omtrent en million år, mens drivstoffet til en oppdretterreaktor uran-plutonium (som noen 4. generasjon) tar titusenvis av år. [6]

CANDU i verden

Driftsreaktorer [7] [8] [9] [10]oppdaterte data på den tilsvarende nasjonale siden
Anlegg Nettoeffekt
( MW ) 		Mal Byggingen starter Tilkobling til nettverket Kommersiell produksjon Avhending
(planlagt)
Embalse ( Argentina ) 600 CANDU 6 1. april 1974 25. april 1983 20. januar 1984
Bruce ( Canada ) (reaktor 1) 760 CANDU 791 1. juni 1971 14. januar 1977 1. september 1977 2035 [11]
Bruce ( Canada ) (Reactor 2) 760 CANDU 791 1. desember 1970 4. september 1976 1. september 1977 2035 [11]
Bruce ( Canada ) (Reactor 3) 750 CANDU 750A 1. juli 1972 12. desember 1977 1. februar 1978 2036 [12]
Bruce ( Canada ) (Reactor 4) 750 CANDU 750A 1. september 1972 21. desember 1978 18. januar 1979 2036 [13]
Bruce ( Canada ) (Reactor 5) 817 CANDU 750B 1. juni 1978 2. desember 1984 1. mars 1985
Bruce ( Canada ) (Reactor 6) 817 CANDU 750B 1. januar 1978 26. juni 1984 14. september 1984
Bruce ( Canada ) (Reactor 7) 817 CANDU 750B 1. mai 1979 22. februar 1986 10. april 1986
Bruce ( Canada ) (Reactor 8) 817 CANDU 750B 1. august 1979 9. mars 1987 22. mai 1987
Darlington ( Canada ) (reaktor 1) 878 CANDU 850 1. april 1982 19. desember 1990 14. november 1992 2025
Darlington ( Canada ) (Reactor 2) 878 CANDU 850 1. september 1981 15. januar 1990 9. oktober 1990 2025
Darlington ( Canada ) (Reactor 3) 878 CANDU 850 1. september 1984 7. desember 1992 14. februar 1993 2025
Darlington ( Canada ) (Reactor 4) 878 CANDU 850 1. juli 1985 17. april 1993 14. juni 1993 2025
Pickering ( Canada ) (reaktor 1) 515 CANDU 500A 1. juni 1966 4. april 1971 29. juli 1971 2022 [14]
Pickering ( Canada ) (Reactor 4) 515 CANDU 500A 1. mai 1968 21. mai 1973 17. juni 1973 2022 [13]
Pickering ( Canada ) (Reactor 5) 516 CANDU 500B 1. november 1974 19. desember 1982 10. mai 1983 2024
Pickering ( Canada ) (Reactor 6) 516 CANDU 500B 1. oktober 1975 8. november 1983 1. februar 1984 2024
Pickering ( Canada ) (Reactor 7) 516 CANDU 500B 1. mars 1976 17. november 1984 1. januar 1985 2024
Pickering ( Canada ) (Reactor 8) 516 CANDU 500B 1. september 1976 21. januar 1986 28. februar 1986 2024
Point Lepreau ( Canada ) 660 CANDU 6 1. mai 1975 11. september 1982 1. februar 1983 2037
Qinshan ( Kina ) (reaktor III-1) 677 CANDU 6 6. juni 1998 19. november 2002 31. desember 2002
Qinshan ( Kina ) (reaktor III-2) 677 CANDU 6 25. september 1998 12. juni 2003 24. juli 2003
Wolsong ( Sør-Korea ) (reaktor 1) 661 CANDU 6 30. oktober 1977 31. desember 1982 22. april 1983 2022
Wolsong ( Sør-Korea ) (Reactor 2) 632 CANDU 6 22. juni 1992 1. april 1997 1. juli 1997 2026
Wolsong ( Sør-Korea ) (Reactor 3) 648 CANDU 6 13. mars 1994 25. mars 1998 1. juli 1998
Wolsong ( Sør-Korea ) (Reactor 4) 635 CANDU 6 22. juli 1994 21. mai 1999 1. oktober 1999
Rajasthan ( India ) (reaktor 1) 90 NA [15] 1. august 1965 30. november 1972 16. desember 1973
Rajasthan ( India ) (reaktor 2) 187 NA [15] 1. april 1968 1. november 1980 1. april 1980
Kanupp ( Pakistan ) (reaktor 1) 125 CANDU-137 MW 1. august 1966 18. oktober 1971 7. desember 1972 2019
Cernavodă ( Romania ) (reaktor 1) 650 CANDU 6 1. juli 1982 11 juli 1996 2. desember 1996
Cernavodă ( Romania ) (reaktor 2) 650 CANDU 6 1. juli 1983 8. august 2007 31. desember 2007
Reaktorer under bygging [10]
Sentral Nettoeffekt
( MW ) 		Mal Byggingen starter Tilkobling til nettet
(forventet) 		Kommersiell produksjon
(forventet) 		Kostnad
(forventet)
Utgåtte reaktorer [10] [9]
Sentral Nettoeffekt
( MW ) 		Mal Byggingen starter Tilkobling til nettverket Kommersiell produksjon Avhending
Douglas Point ( Canada ) 206 CANDU 200 1. februar 1960 7. januar 1967 26. september 1968 4. mai 1984
Gentilly ( Canada ) (Reactor 2) 635 CANDU 6 1. april 1974 4. desember 1982 1. oktober 1983 28. desember 2012
Pickering [16] ( Canada ) (Reactor 2) 515 CANDU 500A 1. september 1966 6. oktober 1971 30. desember 1971 28. mai 2007
Pickering [16] ( Canada ) (reaktor 3) 515 CANDU 500A 1. desember 1967 3. mai 1972 1. juni 1972 31. oktober 2008
Rolphton NPD ( Canada ) 22 CANDU 1. januar 1958 4. juni 1962 1. oktober 1962 1. august 1987

Den italienske CIRENE-reaktoren

For øyeblikket er det ingen atomreaktorer av typen CANDU i Italia. Italia hadde imidlertid planer om å utstyre seg med tungtvannsreaktorer som ligner på CANDU ( CIRENE "tåke" atomreaktoren ), som kan kjøre på naturlig uran, med "brukt" anriket uran og med thorium .

I fremtiden, hvis det ble besluttet å bygge CANDU-reaktorer, som kan resirkulere uran som brukes i franske reaktorer, kan Italia spalte "nesten brukt" uran (ved 2,5 %), og gi Frankrike et utarmet uran (~ 1, 1 %) i mindre mengder fordi det spaltes, og dermed slipper man å deponere kjernefysisk uranavfall på eget territorium. CANDU-reaktoren produserer tritium som et biprodukt , som en dag kan brukes i kjernefysiske fusjonsreaktorer , som for tiden studeres og eksperimenteres.

Tritiumutslipp

Tritium , hvis største biologiske fare er å komme inn i organismen (innånding, svelging eller absorpsjon), genereres av CANDU i kjølevæsken og moderatoren mer enn av lette vannforsyningskjeder, på grunn av nøytronfangst av tungt hydrogen ( deuterium ). Noe av dette tritium rømmer inn i inneslutningsbygningen og blir generelt gjenvunnet; men en liten prosentandel (ca. 1%) rømmer fra inneslutningsanleggene og utgjør et rutinemessig radioaktivt utslipp i CANDU-anlegg (i tillegg større enn i en tilsvarende størrelse LWR). Driften av et CANDU-anlegg inkluderer kontroll av dette avløpet i det omkringliggende miljøet (og publisering av resultatene), for å sikre at disse utslippene er lavere enn de som er tillatt i regelverket.

I noen CANDU-reaktorer reduseres konsentrasjonen av tritium i moderatoren periodisk ved en ekstraksjonsprosess, for å redusere denne risikoen. Typiske utslipp fra kanadiske CANDU-anlegg er under 1 % av nasjonale regulatoriske grenser, som er basert på retningslinjer fra International Commission on Radiological Protection (ICRP) [17] (for eksempel maksimal konsentrasjon av tritium i drikkevann i Canada, [18 ) ] 7  MBq / m 3 , tilsvarer 1/10 av den offentlige dosegrensen til ICRP '). Tritiumutslippene fra andre CANDU-anlegg er like lave. [19] [20]

Det er generelt betydelige offentlige debatter om radioaktive utslipp fra atomkraftverk, og for CANDU-verk er tritium en stor bekymring. Greenpeace publiserte en rapport om tritiumutslipp i 2009. Arkivert 20. mai 2010 på Internet Archive . fra kanadiske atomkraftverk skrevet av Ian Fairlie. Dette dokumentet ble bekreftet av Richard Osborne og ble kritisert for inneholdte feil.

Merknader

  1. ^ Canadian Nuclear FAQ , i The Canadian Nuclear FAQ av Dr. Jeremy Whitlock . Hentet 5. mars (arkivert fra originalen 1. november 2013) . A. CANDU kjernekraftteknologi A.12 Hvordan kontrolleres CANDU-reaktorer? Arkivert 1. november 2013 på Internet Archive . Shutdown System 2 (SDS 2), i de fleste CANDU-design, fungerer ved høytrykksinjeksjon av en flytende gift (gadoliniumnitrat) inn i lavtrykksmoderatoren.
  2. ^ UTVIKLING AV CANDU DRIVSTOFFSYKLER OG DERES POTENSIELLE BIDRAG TIL VERDENSFRED
  3. ^ DUPIC drivstoffsyklus: direkte bruk av trykkvannsreaktor brukt brensel i CANDU . (2010)
  4. ^ DUPIC Utviklingen av CANDU drivstoffsykluser og deres potensielle bidrag til verdensfred
  5. ^ Ressurser, økonomi og miljø: Energivalganalyse
  6. ^ R. Brissot, D. Heuer, E. Huffer, C. Le Brun, J.-M. Loiseaux, H. Nifenecker, A. Nuttin, " Nuclear Energy With (Nesten) No Radioactive Waste? Arkivert 17. september 2008 i Internet Archive .", Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie, Grenoble, juli 2001
  7. ^ IAEA - PRIS -database - Kina, Folkerepublikken: Kjernekraftreaktorer - Etter status
  8. ^ IAEA: Kjernekraftreaktorer i Romania
  9. ^ a b IAEA: Kjernekraftreaktorer i Sør-Korea
  10. ^ a b c IAEA: Kjernekraftreaktorer i Canada
  11. ^ a b Oppussing ble avsluttet i 2012
  12. ^ Oppussing ble avsluttet i 2004
  13. ^ a b Oppussing ble avsluttet i 2003
  14. ^ Oppussing ble avsluttet i 2005
  15. ^ a b IAEA identifiserer dem ikke som en CANDU-modell, mens WNA definerer dem som sådan, uten å spesifisere modellen
  16. ^ a b Langsiktig nedleggelse siden 1997, ble deretter retroaktivt omklassifisert (i desember 2012) til permanent nedleggelse fra 28. mai 2007
  17. ^ Ontario Power Generation: Safety , på opg.com . Hentet 1. desember 2008 (arkivert fra originalen 5. januar 2009) .
  18. ^ Kanadiske retningslinjer for drikkevann , på hc-sc.gc.ca . Hentet 1. desember 2008 .
  19. ^ OVERSIKT OVER TRITIUM-IN-LUFT-OVERVÅKINGEN AV CERNAVODA NPP U1 ROMANIA â & # 128; & # 147; MODERNISERINGS- OG FORBEDRINGSPROSJEKT
  20. ^ Microsoft Word - Tritiumstudyfinal-11-06-07.doc ( PDF ), på nirs.org . Hentet 1. desember 2008 .

Relaterte elementer

Andre prosjekter

Eksterne lenker