ACR-1000 (Advanced CANDU reaktor, ACR, advanced CANDU reaktor) je jaderný reaktor generace III+ vyvinutý společností Atomic Energy of Canada Limited (AECL). Kombinuje vlastnosti stávajících CANDU tlakovodních těžkovodních reaktorů (PHWR) a tlakovodních reaktorů (PWR). CANDU používá moderátor těžké vody , který dává konstrukci zlepšenou účinnost neutronů a umožňuje použití různých paliv. Nahrazuje těžkovodní chladicí okruh okruhem obsahujícím běžnou lehkou vodu, což snižuje náklady na chladicí systém. Výkon reaktoru je 1200 MW. [jeden]
ACR-1000 byl navržen jako levnější varianta než základní CANDU 9. ACR je o něco větší, ale levnější na stavbu a provoz. Nevýhodou je nedostatečná flexibilita paliva, kterou původní design CANDU nabízel, zejména již nemůže jezdit na přírodní (neobohacený) uran. Tento nedostatek je považován za nevýznamný vzhledem k nízkým nákladům na služby obohacování a palivo obecně.
Společnost AECL uvedla na trh ACR-1000 po celém světě, ale nevyhrála jedinou soutěž. Posledním velkým návrhem bylo rozšíření jaderné elektrárny Darlington o dva reaktory , ale projekt byl v roce 2009 zrušen, když cena projektu ztrojnásobila vládní rozpočet. Bez dalších prodejních vyhlídek byla v roce 2011 divize konstrukce reaktorů společnosti AECL prodána společnosti SNC-Lavalin , aby mohla obsluhovat stávající flotilu CANDU. Vývoj AČR skončil. [2]
Původní konstrukce CANDU používala těžkou vodu jako moderátor neutronů i jako chladivo pro primární chladicí smyčku. Předpokládalo se, že taková konstrukce povede k nižším celkovým provozním nákladům díky své schopnosti využívat přírodní uran jako palivo, čímž se eliminuje potřeba obohacování. V té době se věřilo, že v 80. letech 20. století budou v provozu stovky a možná i tisíce jaderných reaktorů, a v takovém případě by náklady na obohacování nabyly na významu.
Kromě toho byly v návrhu použity jak přetlakové, tak netlakové sekce (známé jako „calandria“), od kterých se očekávalo výrazné snížení stavebních nákladů. Na rozdíl od typických lehkých vodních konstrukcí, CANDU nevyžadoval jediný velký vysokotlaký objem, což byla jedna z nejobtížnějších částí jiných konstrukcí. Tato konstrukce také umožnila doplňování paliva do reaktoru za chodu, čímž se zlepšil účiník , klíčový ukazatel celkového výkonu.
Použití přírodního uranu však také znamenalo, že jádro bylo mnohem méně husté ve srovnání s jinými konstrukcemi a bylo celkově mnohem větší. Očekávalo se, že tyto dodatečné náklady budou kompenzovány nižšími kapitálovými náklady na ostatní položky a také nižšími provozními náklady. Klíčovým kompromisem byla cena paliva v prostředí, kde byl obohacený uran vzácný a drahý a jeho cena se měla do 80. let výrazně zvýšit.
V praxi se tato očekávání nenaplnila. Počet reaktorů se po celém světě zastavil na 200 místo očekávaných tisíců a náklady na palivo zůstaly na stejné úrovni, protože se rozšiřovala kapacita obohacování uranu. To dostalo CANDU do nevýhodné pozice: jeho hlavní výhodou byla absence potřeby obohacování a snížení rizika šíření jaderných zbraní.
ACR řeší vysoké kapitálové náklady na výstavbu CANDU především používáním paliva s nízkým obohaceným uranem (LEU). To umožňuje postavit kompaktnější jádro reaktoru, zhruba poloviční objem než CANDU o stejném výkonu. Navíc nahrazuje těžkou vodní chladicí kapalinu ve vysokotlaké části obyčejnou „lehkou“ vodou. Tím se výrazně snižuje potřebné množství těžké vody a náklady na primární chladivo. Těžká voda zůstává v nízkotlaké části, kde je prakticky statická a používá se pouze jako moderátor.
Zařízení pro kontrolu bezpečnosti a reaktivity jsou umístěna uvnitř nízkotlakého moderátoru. AČR také vykazuje některé vlastnosti reaktorů CANDU, včetně on -line doplňování paliva CANFLEX ; dlouhá životnost rychlých neutronů; nízká reaktivita; dva rychlé nezávislé nouzové vypínací systémy; a systém nouzového chlazení aktivní zóny.
Palivová tyč je variantou 43prvkového provedení CANFLEX (CANFLEX-ACR). Použití paliva LEU s centrálním prvkem absorbujícím neutrony umožňuje snížit koeficient reaktivity chladicích dutin na nominálně malou zápornou hodnotu. Výsledkem je také vyšší vyhoření ve srovnání s tradičními konstrukcemi CANDU.
Konstrukce ACR-1000 v současné době vyžaduje různé bezpečnostní systémy, z nichž většina jsou evoluční deriváty systémů používaných při konstrukci reaktoru CANDU 6. Každý ACR vyžaduje, aby systémy nouzového vypnutí SDS1 a SDS2 byly online a plně funkční dříve, než reaktor může pracovat na jakékoli úrovni výkonu.
Systém nouzového odstavení 1 (Safety Shutdown System 1, SDS1) je navržen tak, aby rychle a automaticky odstavil reaktor. Tyče absorbující neutrony (řídící tyče, které zastavují jadernou řetězovou reakci ) jsou v izolovaných kanálech přímo nad tlakovou nádobou reaktoru a jsou řízeny tříkanálovým logickým obvodem. Když jsou aktivovány kterékoli 2 ze 3 okruhů (kvůli určení potřeby odstavení reaktoru), stejnosměrně řízené spojky, které drží každou řídicí tyč v uložené poloze, jsou bez napětí. Výsledkem je, že každá regulační tyč je spuštěna a tepelný výkon reaktoru se během 2 sekund sníží o 90 %.
Safety Shutdown System 2 (SDS2) je také navržen tak, aby rychle a automaticky odstavil reaktor. Uvnitř kanálů vybavených horizontálními tryskami je umístěn roztok dusičnanu gadolinia Gd(NO 3 ) 3 , který má vlastnost aktivně pohlcovat neutrony. Každá tryska má elektronicky řízený tříkanálový logický ventil. Při aktivaci jakýchkoli 2 ze 3 okruhů (kvůli určení potřeby nouzového odstavení reaktoru) se ventil otevře, tryskami se vstříkne roztok Gd(NO 3 ) 3 a smísí se s těžkou vodou působící jako moderátor. . Výsledkem je snížení tepelného výkonu reaktoru o 90 % za 2 sekundy.
Rezervní vodní systém (RWS) se skládá z vodní nádrže umístěné ve vysoké nadmořské výšce v budově reaktoru. Poskytuje AČR vodu pro použití v chladicím systému v případě havárie se ztrátou chladicí kapaliny (LOCA). RWS může také nouzové gravitační napájení vody do parogenerátorů, zpomalovacího systému, systému chlazení štítu nebo systému přenosu tepla libovolné ACR.
Systém nouzového napájení (EPS) je navržen tak, aby poskytoval každé jednotce ACR elektrickou energii potřebnou k provádění všech bezpečnostních funkcí za provozních i nouzových podmínek. Obsahuje seismicky odolné redundantní záložní generátory, baterie a rozvaděče.
Systém chladicí vody (CWS) zajišťuje veškeré potřebné dodávky lehké vody (H 2 O) pro plnění funkcí spojených s bezpečnostním systémem, a to jak v provozních, tak i v havarijních podmínkách. Všechny části systému související s bezpečností jsou seismicky odolné a nadbytečné.
Plánovaný faktor využití výkonu ACR po celou dobu životnosti přesahuje 93 %. Tento údaj je součtem ročních 21denních plánovaných odstávek a pravděpodobných vynucených odstávek ve výši 1,5 % pracovní doby. Oddělení kvadrantů poskytuje flexibilitu pro provozní údržbu a řízení výpadků. Vysoký stupeň automatizace bezpečnostního testování také snižuje náklady.
V roce 2007 Bruce Power zvažoval rozmístění ACR v západní Kanadě pro výrobu energie i páry pro použití při zpracování ropných písků . V roce 2011 se Bruce Power rozhodl tento projekt ukončit [3] .
V roce 2008 se provincie New Brunswick rozhodla provést studii proveditelnosti instalace 1 085 MW ACR-1000 v jaderné elektrárně Point Lepreau . Tým CANDU, složený z AECL, GE Canada , Hitachi Canada, Babcock & Wilcox Canada a SNC-Lavalin Nuclear, předložil formální návrh, ale v roce 2010 byl přijat alternativní návrh francouzské společnosti Areva, který se také neuskutečnil [2 ] .
AECL propagovala ACR-1000 jako součást britského procesu generického návrhu, ale v dubnu 2008 práci v tomto směru omezila. Generální ředitel Hugh McDiarmid prohlásil: "Pevně věříme, že nejlepší strategií k zajištění úspěchu ACR-1000 na globálním trhu je zaměřit se především na instalaci zde doma" [4] .
Dvojitý reaktor ACR-1000 byl nabídnut provincii Ontario pro rozšíření jaderné elektrárny Darlington B. AECL byla jedinou společností, která se ucházela o nabídku. Podmínky výběrového řízení vyžadovaly, aby byly vzaty v úvahu všechny nepředvídané události související s překročením času a rozpočtu, což vedlo k odhadu 26 miliard USD při 2 400 MW, neboli 10,8 USD za watt. To bylo třikrát více, než se očekávalo, a bylo označeno za „šokující vysoké“. Protože se jednalo o jedinou žádost, ministerstvo energetiky Ontaria rozhodlo v roce 2009 zrušit projekt rozšíření stanice [5] .
V roce 2011, bez vyhlídek na prodej, kanadská vláda prodala divizi reaktorů AECL společnosti SNC-Lavalin . V roce 2014 společnost SNC oznámila partnerství s China National Nuclear Corporation (CNNC) na podporu prodeje a výstavby stávajících návrhů CANDU. Mezi nimi je plán Číny využít své dva reaktory CANDU-6 v recyklačním schématu zvaném Advanced Fuel CANDU Reactor (AFCR) [6] [7] .