CANDU (англ. Canada Deuterium Uranium) — важководний водо-водяний ядерний реактор (типу PHWR) виробництва Канади. Як сповільнювач в CANDU використовується важка вода, це дозволяє (при досить великих розмірах активної зони і, відповідно, великому запасі ядерного палива) використовувати як паливо звичайний природний уран. На відміну від більшості водо-водяних реакторів (наприклад, ВВЕР), CANDU — канальний реактор, це дозволяє замінювати використане паливо свіжим, не зупиняючи реактор. Теплоносієм першого контуру може бути як важка, і звичайна вода.
| Технічні характеристики | |
|---|---|
| Теплоносій | Важка вода |
| Паливо | Природний уран |
| Електрична потужність | 500-1200 МВт |
| Будівництво та експлуатація | |
| Підприємство виробник | Atomic Energy of Canada Limited |
| Будівництво першого зразка | кінець 1950-х |
| Блоки АЕС. Країни |
|
| CANDU у Вікісховищі |
Абревіатура CANDU є зареєстрованим товарним знаком і розшифровується як "CANada Deuterium Uranium", підкреслюючи дві основні особливості реактора - Використання важкої (дейтерієвої) води та природного урану.
Крім застосування у самій Канаді, реактори CANDU експортувалися до Китаю, Південної Кореї, Індії, Румунії, Аргентини та Пакистану.
Конструкція та експлуатація Редагувати
Основна робота конструкції CANDU подібна до інших ядерних реакторів. Реакції поділу в активній зоні реактора нагрівають воду під тиском у первинному контурі охолодження. Теплообмінник, також відомий як парогенератор, передає тепло до вторинного контуру охолодження, який живить парову турбіну з підключеним до неї електричним генератором (для типового термодинамічного циклу Ранкіна). Відпрацьована пара з турбін потім охолоджується, конденсується і повертається як живильна вода в парогенератор. Остаточне охолодження часто використовує охолоджуючу воду з сусіднього джерела, такого як озеро, річка чи океан. Нові станції з CANDU, такі як атомна електростанція Дарлінгтон біля Торонто, Онтаріо, використовують дифузор для розподілу теплої вихідної води на більший об’єм і обмеження впливу на навколишнє середовище. Хоча всі станції з CANDU на сьогоднішній день використовували охолодження з відкритим циклом, сучасні конструкції CANDU здатні використовувати замість них градирні.
Конструкція CANDU відрізняється від більшості інших конструкцій у деталях активної зони і первинного контуру охолодження. Природний уран складається з суміші в основному урану-238 з невеликою кількістю урану-235 і слідами інших ізотопів. Поділ у цих елементах вивільняє нейтрони високої енергії, які можуть спричинити поділ інших атомів 235U у паливі. Цей процес набагато ефективніший, коли енергія нейтронів енергія набагато нижча, ніж ті, що виділяються в реакції природним шляхом. У більшості реакторів використовується сповільнювач нейтронів у тій чи іншій формі, щоб знизити енергію нейтронів або зробити їх тепловими, що робить реакцію більш ефективною. Енергія, втрачена нейтронами під час цього процесу сповільнення, нагріває сповільнювач, і це тепло відбирається для отримання енергії.
Див. також Редагувати
- CANDU Owners Group
- Розділ «Класифікація ядерних реакторів» у статті Ядерний реактор
Вікісховище має мультимедійні дані за темою: реакторы CANDU
Примітки Редагувати
- "Nuclear Power in Pakistan", WNA, Retrieved on May 18 2022.
- . SNC Lavalin. с. 10. Архів оригіналу за 6 березня 2019. Процитовано 14 листопада 2018. «Cooling water systems for all CANDU reactor cooling requirements can operate at either saltwater or fresh water sites. The plant can also accommodate conventional cooling towers. A range of cooling water temperatures, to suit the plant’s environment, can be handled. A generic set of reference conditions has been developed to suit potential sites for the EC6.»