CANDU

CANDU, abbreviazione per CANadian Deuterium Uranium, è una filiera di reattori nucleari ad acqua pesante pressurizzata (cioè PHWR) e uranio naturale (ossia con una concentrazione di ²³⁵U di circa lo 0,7%, pari a quella presente nell'uranio estratto in natura) sviluppata dall'AECL (Atomic Energy of Canada Limited) negli anni sessanta e settanta, praticamente in contemporanea con il progetto italiano CIRENE, che però era del tipo BHWR. Il progetto CIRENE non arrivò mai ad uno sbocco pratico, perché l'impianto pilota di Latina, quasi completato, non venne mai fatto entrare in funzione ed infine abbandonato.

Esempi di cicli del combustibile praticabili con il reattore CANDU: questi reattori possono funzionare con una varietà di combustibili, includendo il combustibile usato dai reattori ad acqua-leggera. Prodotto da Atomic Energy of Canada Limited.

Introduzione

Il reattore nucleare CANDU è un reattore nucleare ad acqua pesante pressurizzata sviluppato nei tardi anni cinquanta e sessanta sulla base del lavoro precedente del fisico Bruno Pontecorvo da una società congiunta tra la Atomic Energy of Canada Limited (AECL), la Hydro-Electric Power Commission della regione dell'Ontario (attualmente nota come la Ontario Power Generation), dalla General Electric canadese (attualmente GE Canada), ed altre industrie private. Il reattore, alquanto flessibile, utilizza come principale combustibile nucleare l'ossido di uranio naturale UO₂, ma può sfruttare anche il diossido di torio e il diossido di plutonio e miscele di ossidi di uranio ed isotopi di plutonio di varia composizione, note come MOX. Come moderatore di neutroni impiega l'ossido di deuterio (acqua pesante, D₂O). Tutti i reattori nucleari operativi attualmente in Canada sono della tipologia CANDU. Il Canada commercializza attivamente questi reattori nucleari di potenza all'estero.

Caratteristiche tecniche

Diagramma schematico di un reattore CANDU: Il circuito del raffreddamento primario è di color giallo ed arancio, il secondario in blu e rosso. L'acqua pesante fredda, contenuta nella calandria è raffigurata in rosa, sopra di essa ed all'interno si notano le barre di controllo (assorbitori di neutroni) parzialmente inseriti in tubi all'interno del fascio stesso.

Legenda

1	Fascio di cilindri portacombustibile	7	Pompa dell'acqua pesante
2	Calandria (core del reattore)	8	Macchine per il ricambio del combustibile
3	Barre di controllo	9	Acqua pesante (moderatore di neutroni)
4	Acqua pesante (serbatoio di pressurizzazione)	10	Tubo in pressione
5	Generatore di vapore	11	Vapore in afflusso alla turbina a vapore
6	Pompa dell'acqua leggera	12	Acqua fredda di ritorno dalla turbina
13	Edificio di contenimento in cemento armato

Il reattore CANDU è concettualmente simile alla maggior parte dei tipi di reattore nucleare ad acqua leggera, anche se differisce in alcuni dettagli, come il coefficiente di vuoto positivo.

Le reazioni di fissione nel nucleo del reattore nucleare scaldano un fluido, in questo caso si tratta di acqua pesante (vedi sotto). Questo refrigerante viene mantenuto ad alta pressione per innalzare il suo punto di ebollizione ed impedire la formazione di vapore nel nocciolo. L'acqua pesante calda generata nel circuito di raffreddamento primario viene fatta passare dentro un generatore di vapore che riscalda l'acqua leggera nel circuito di raffreddamento secondario, a pressione più bassa. Quest'acqua si trasforma in vapore e aziona una turbina convenzionale, connessa ad un generatore di corrente alternata.

Il vapore, dopo la sua espansione attraverso la turbina, viene condensato. Alcune delle centrali CANDU più recenti, come la Darlington Nuclear Generating Station, nei pressi di Toronto, utilizzano un sistema di diffusione e scarico che limita gli effetti termici a cui viene sottoposto l'ambiente nei limiti di variazioni di temperatura accettabili, consone a quelle naturali.

Tecnologie semplici ma efficaci

Negli anni in cui venne progettato il CANDU, il Canada non disponeva di un'industria pesante in grado di forgiare il grosso e pesante contenitore in pressione in acciaio utilizzato nella maggior parte dei reattori ad acqua leggera. Invece, l'acqua pesante calda del circuito primario in pressione è contenuta in tubi orizzontali più piccoli, di diametro pari a circa 10 cm, che contengono le barre di combustibile (detti tubi di forza). Questi tubi più piccoli sono più facili da fabbricare rispetto ad un grande contenitore in pressione. Per permettere una migliore economia di neutroni considerando l'impiego prevalente di uranio naturale in questa filiera, i tubi sono fabbricati in Zr2.5Nb. I tubi di forza sono coassialmente contenuti all'interno di altri tubi (tubi di calandria), saldati ad un serbatoio a bassa pressione (calandria), molto grande, che contiene la maggior parte del moderatore di neutroni (acqua pesante), separata dall'acqua leggera che funziona da refrigerante. L'acqua pesante con funzioni moderanti è quindi separata completamente da quella avente funzioni refrigeranti, al contrario di quello che accade nei reattori ad acqua leggera (LWR - Light Water Reactor), dove le due funzioni sono svolte dalla stessa acqua leggera.

Quando questa filiera fu progettata, il Canada non aveva accesso agli impianti di arricchimento dell'uranio. Il CANDU usa quindi uranio naturale come combustibile. L'acqua leggera, usata nei reattori allora esistenti, non poteva essere utilizzata per la sua elevata sezione di cattura neutronica e considerando che invece l'acqua pesante ha un assorbimento di neutroni molto ridotto, quest'ultima venne utilizzata come fluido moderatore.

Descrizione delle barre di combustibile

In un reattore ad acqua leggera (LWR), il nucleo è contenuto in un singolo recipiente a pressione (vessel) nel quale è presente anche l'acqua leggera (H₂O), che ha la doppia funzione di moderatore e liquido refrigerante, e il combustibile è in forma di pastiglie impilate l'una sopra l'altra, inguainate in barrette da una struttura di Zircaloy e assemblate in elementi (fuel assemby) che attraversano tutto il nocciolo. In alcune tipologie LWR, precisamente le più diffuse PWR e BWR, la ricarica del combustibile richiede lo spegnimento del reattore, l'apertura del coperchio del vessel e quindi la sostituzione di una parte del nocciolo, circa un terzo o un quarto a seconda della tipologia di filiera, dell'energia prodotta e da altri fattori. Il concetto del CANDU, a fascio tubiero, consente invece la rimozione di elementi di combustibile singoli senza la necessità di interrompere la produzione di energia elettrica, con un vantaggio evidente nell'economia di esercizio. Il sistema è costituito da manipolatori automatici, posti in coppia: uno estrae l'elemento di combustibile esaurito e l'altro, all'altra estremità del tubo in pressione, inserisce il nuovo elemento fresco. La possibilità di ricarica in linea è disponibile anche in altri tipi di reattori, come gli RBMK o il CIRENE, sempre per evitare l'interruzione dell'esercizio.

Due elementi di combustibile CANDU: ognuno circa 50 cm in lunghezza e 10 cm in diametro, in grado di generare circa 1 GWh d'elettricità durante la loro vita operativa nel reattore. Foto cortesia della Atomic Energy of Canada Limited.

L'elemento di combustibile di un reattore CANDU consiste in un certo numero di tubi in zircaloy contenenti pellets ceramici di combustibile, assemblati in elementi di dimensioni corrispondenti al canale di forza nel reattore. Nei progetti precedenti il sistema aveva 28 o 37 tubi di combustibile, lunghi mezzo metro, ed era composto da 12 elementi alloggiati in sequenza in ogni canale di forza. Un sistema relativamente nuovo, detto CANFLEX, è costituito 43 tubi, con due dimensioni differenti di pellet. Ha un diametro di circa 10 cm (quattro inches), è lungo circa 0.5 m (20 inches), pesa circa 20 kg (44 lb) e sostituisce la barra da 37 tubi. È stato progettato specificatamente per aumentare il rendimento del combustibile utilizzando due diverse taglie (diametro) di pellet.

Un certo numero di tubazioni contenenti acqua leggera opportunamente disposte (chiamati barre liquide di controllo) contribuiscono al controllo della reazione. Queste assorbono i neutroni in eccesso e diminuiscono la reattività nella zona in cui sono presenti.

La grande massa termica del moderatore fornisce un enorme potenziale di raffreddamento (heat sink), che costituisce una caratteristica di ulteriore sicurezza intrinseca nucleare. Infatti, se uno degli elementi di combustibile dovesse surriscaldarsi, espandersi e quindi deformarsi all'interno del suo canale, il risultante cambiamento della geometria permetterebbe una maggiore conduzione al moderatore freddo, ritardando la rottura del canale del combustibile, e limitando la possibilità del meltdown nucleare. Inoltre, dal momento che la filiera utilizza ossido di uranio naturale come combustibile (oppure torio o uranio poco arricchito), questo reattore non può sostenere la reazione a catena se la geometria originale del canale del combustibile viene alterata in modo significativo.

Sistemi di arresto rapido

I reattori CANDU utilizzano due sistemi indipendenti di arresto rapido. Il primo sistema è costituito da barre di arresto/controllo, che attraversano verticalmente la calandria e penetrano nel nocciolo in caso di spegnimento del reattore dovuto all'intervento dei sistemi di sicurezza. Il secondo sistema, che potrebbe essere attuato in caso di fallimento del sistema precedente, prevede invece l'iniezione di una soluzione di nitrato di gadolinio direttamente nel moderatore a bassa pressione contenuto nella calandra. Un ulteriore sistema consiste nel rapido svuotamento dell'acqua pesante contenuta nella calandria verso la piscina inferiore dell'edificio reattore, interrompendo così la reazione nucleare di fissione per mancanza di moderatore.

Scopo dell'utilizzo dell'acqua pesante

Vedere fissione nucleare ed acqua pesante per i dettagli completi.

La chiave per mantenere una reazione nucleare all'interno di un reattore nucleare è quella di rallentare (moderare) il flusso di neutroni che vengono rilasciati durante la fissione per aumentare la probabilità di causare la fissione in altri nuclei. Con un attento controllo sulla geometria ed i tassi di reazione, si può giungere alla reazione nucleare a catena, condizione in grado di auto-mantenersi, uno stato noto come "criticità".

L'uranio naturale è costituito da una miscela di vari isotopi, principalmente ²³⁸U ed una quantità molto inferiore (circa lo 0,72% in peso) di ²³⁵U. ²³⁸U può essere fissionato da neutroni che sono altamente energetici, con energie di 1 MeV o superiori. Nonostante tutto, nessun quantitativo di ²³⁸U può essere reso "critico", dal momento che tende, in modo "parassitario" ad assorbire più neutroni rispetto a quelli che rilascia nel processo. D'altro canto lo ²³⁵U può sostenere una reazione a catena automantenentesi ma, a causa della scarsità di ²³⁵U nell'uranio naturale, questo è separabile con difficoltà e costi elevati.

Il "trucco" per accendere e mantenere operativo un reattore nucleare è quello di rallentare alcuni dei neutroni in modo da aumentare la possibilità di innescare la fissione nucleare nello ²³⁵U, che aumenta sino ad un livello che consente una reazione a catena dell'uranio auto-sostenuta in toto. Questo richiede l'utilizzo di un moderatore di neutroni, che possa assorbire una parte dell'energia cinetica dei neutroni, rallentandoli fino ad un livello di energia paragonabile all'energia termica degli stessi nuclei del moderatore (questo conduce alla terminologia di "neutrone termico" e di "reattori termici"). Durante questo processo di rallentamento è utile separare fisicamente il flusso di neutroni dall'uranio, dal momento che i nuclei di ²³⁸U hanno una enorme affinità parassitaria per i neutroni in questo spettro intermedio di energie (una reazione nucleare nota come assorbimento da "risonanza"). Esistono buone ragioni, basate sui fondamenti della fisica del reattore nucleare, per progettare reattori con elementi discreti di combustibile separati da un moderatore, piuttosto che l'impiego di una miscela più omogenea dei due materiali.

L'acqua è un eccellente moderatore. Gli atomi di idrogeno nelle molecole d'acqua sono molto vicine nella loro massa a quella del singolo neutrone e dunque hanno il potenziale per un alto trasferimento di energia, cosa simile concettualmente alla collisione di due palle da biliardo uguali. Comunque, in aggiunta all'essere un buon moderatore, l'acqua è, però, anche efficace nell'assorbire i neutroni. L'utilizzo dell'acqua come moderatore comporta un certo assorbimento di neutroni, tale da impedire il raggiungimento della criticità con la piccola quantità di ²³⁵U contenuta nell'uranio naturale. In questo modo, il reattore nucleare ad acqua leggera richiede combustibile arricchito in uranio ²³⁵U. Questo viene definito uranio arricchito che in genere, nei reattori nucleari ad uso civile, contiene tra il 3% ed il 5% di ²³⁵U in peso (il sottoprodotto di questo processo è noto come uranio impoverito, consistendo principalmente di ²³⁸U). In questa forma arricchita l'abbondanza di ²³⁵U permette di reagire con i neutroni moderati dall'acqua leggera allo scopo di mantenere le condizioni "critiche".

Una complicazione di questo approccio è il requisito di costruire impianti per l'arricchimento dell'uranio che sono generalmente costosi da costruire e operare. Presentano anche un problema di proliferazione nucleare poiché gli stessi sistemi usati per arricchire il ²³⁵U possono essere usati anche per produrre un materiale molto più "puro", detto weapons-grade (90% o più di ²³⁵U), adatto per fabbricare una bomba atomica. Gli operatori possono ridurre questo rischio acquistando elementi di combustibile pronti all'uso dal fornitore del reattore, e restituendo allo stesso fornitore gli elementi di combustibile esaurito

Una soluzione alternativa al problema è usare un moderatore che non assorba neutroni così facilmente come l'acqua. In tal caso potenzialmente tutti i neutroni rilasciati possono essere moderati e usati in reazioni con ²³⁵U, nel qual caso ci sarebbe abbastanza ²³⁵U nell'uranio naturale da sostenere la condizione di "criticità". Un moderatore di questo tipo è l'acqua pesante o ossido di deuterio. Questo reagisce dinamicamente con i neutroni in modo simile all'acqua leggera, pur con minor efficienza nel rallentamento. Il vantaggio è che possedendo già un neutrone in più rispetto all'idrogeno dell'acqua leggera, che tenderebbe normalmente ad assorbire, riduce così il tasso di assorbimento (sezione d'urto).

L'uso di acqua pesante come moderatore è la caratteristica principale dei reattori CANDU, consentendo l'uso di uranio naturale come combustibile (sotto forma di UO₂ ceramico). Questo significa che il reattore può essere tenuto in esercizio senza bisogno di essere affiancato da impianti di arricchimento di uranio. Un'altra caratteristica, dovuta alla struttura del reattore CANDU, è che la maggior parte del moderatore si trova a una temperatura minore rispetto ai tradizionali reattori, dove il moderatore invece raggiunge temperature elevate. Questo rende il reattore CANDU particolarmente efficiente, in quanto i neutroni termalizzati dal moderatore sono più "termici", cioè hanno una minore energia. Per questo il reattore CANDU non solo può sfruttare uranio naturale e altri combustibili, ma li può sfruttare in modo più efficiente.

Cicli del combustibile

A confronto dei reattori nucleari ad "acqua leggera", un reattore ad "acqua pesante" ha un core "ricco di neutroni" termici. Questo rende il progetto CANDU in grado di "bruciare" diversi tipi di "combustibili nucleari" alternativi. Attualmente, il combustibile più interessante allo studio è il mixed oxide fuel (MOX).

Utilizzo dei MOX

Il MOX è una miscela di uranio naturale e plutonio, come quello che si estrae da molte armi nucleari dismesse in seguito ai trattati START e SORT. Attualmente esiste un'abbondante quantità di plutonio proveniente dallo smantellamento delle testate nucleari in base ai molti accordi contratti dagli Stati Uniti e dall'Unione Sovietica.

La sicurezza di questi depositi di plutonio, estremamente pericoloso per la sua radioattività, ed impiegabile per costruire le bombe (soprattutto calcolando i tempi plurisecolari del dimezzamento della radioattività), è attualmente considerato una minaccia a lungo termine che pesa sulle generazioni future.

Quando si "brucia" il plutonio nel reattore CANDU, si pone fine alla sua esistenza, dal momento che si ha la fissione in elementi più leggeri, non impiegabili ad uso bellico, con emivite radioattive più brevi, e con un'ottima resa energetica. Il plutonio si può estrarre anche dal riprocessamento del combustibile nucleare "esaurito" dai reattori convenzionali. Anche se il plutonio che si genera nei reattori nucleari ad acqua leggera consiste abitualmente di una miscela di isotopi non adeguata alla fabbricazione di armi nucleari, può essere convenientemente impiegato nella miscele MOX, per ridurre sia la quantità che la radioattività netta dei rifiuti nucleari che devono essere immagazzinati per essere "raffreddati" ed in seguito vetrificati e rinchiusi in contenitori inossidabili sigillati, posti all'interno di siti geologicamente stabili.

Utilizzo dell'uranio "recuperato"

Ma il plutonio non è il materiale fissile di scelta per i reattori CANDU. Dal momento che questo reattore è stato progettato per fissionare l'uranio naturale, il combustibile per i CANDU può essere estratto dalle barre d'uranio impoverito (depleted) che si estraggono quando il reattore nucleare ad acqua leggera (LWR) ha esaurito il combustibile. Questo combustibile, industrialmente noto come "Recovered Uranium" (RU), tipicamente ha un arricchimento in U-235 attorno allo 0,9%, che lo rende inadatto all'uso negli LWR (se non a basse densità di potenza), ma che ancora costituisce una ricca fonte di combustibile per il reattore CANDU (l'uranio naturale ha un'abbondanza in U-235 di circa lo 0,7%). Si stima che un reattore CANDU possa estrarre un ulteriore 30-40% d'energia dal combustibile LWR "spento" grazie al riprocessamento chimico (per separazione di elementi ed isotopi radioattivi non fissionabili, come cesio, stronzio, iodio, ecc.).

Ad esempio, riciclando l'uranio utilizzato nei reattori francesi, l'Italia potrebbe fissionare uranio "quasi esaurito" (al 2%), restituendo alla Francia un uranio impoverito (1-0,7%) in minori quantità perché fissionato, evitando così di dover smaltire le scorie nucleari d'uranio nel proprio territorio.

Il reattore CANDU produce come sottoprodotto il trizio, che un giorno potrebbe essere utilizzato nei reattori a fusione, attualmente sotto studio e sperimentazione.

Utilizzo diretto del combustibile con il ciclo "DUPIC"

Il riciclaggio delle barre di combustibile proveniente da reattori convenzionali LWR non comporta necessariamente uno stadio di riprocessamento chimico. In alcuni test del ciclo di combustibile (fuel cycle) è stata provata la metodologia DUPIC (direct use of spent PWR fuel in CANDU), dove il combustibile utilizzato nel reattore nucleare ad acqua pressurizzata viene re-impacchettato nei fusti di combustibile CANDU, con il semplice taglio in pezzetti, ma senza alcun tipo di riprocessamento chimico. Di nuovo, mentre i reattori ad acqua leggera necessitano della grande reattività nucleare associata al combustibile arricchito, l'economia di neutroni presente all'interno di un reattore ad acqua pesante CANDU, permette di svolgere la reazione di fissione anche in presenza della bassa reattività dell'uranio naturale e dell'uranio "impoverito" proveniente dal ciclo "DUPIC".

Utilizzo di combustibile a matrice inerte

Sono stati proposti anche alcuni combustibili a matrice inerte (come zirconio o berillio). Questi consentono di bruciare plutonio e altri attinidi derivati dal combustibile esaurito in maniera molto più efficiente che nei combustibili MOX. Questa caratteristica è dovuta alla natura "inerte" del combustibile, così detto in quanto non contiene uranio, quindi non crea altro plutonio nel momento in cui questo viene consumato.

Utilizzo del biossido di torio

I reattori CANDU possono essere anche alimentati con torio naturale, metallo attinide molto economico, perché tre-quattro volte più diffuso rispetto all'uranio, e non impiegabile per uso bellico. Attualmente il più vasto programma di sfruttamento del torio nell'ambito del nucleare di pace, si svolge in India, paese molto ricco di tale minerale.

Il grande vantaggio dell'uso del torio al posto dell'uranio è la possibilità di rendere "autofertilizzante" il reattore anche senza usare neutroni veloci (che comportano numerosi problemi a livello di materiali con cui costruire il reattore), cosa invece generalmente necessaria nei reattori all'uranio. In altre parole anche un reattore a neutroni termici (cioè più "lenti") può produrre da sé il proprio "combustibile" evitando problemi dovuti agli alti irraggiamenti neutronici.

Inoltre le scorie prodotte, rispetto ai reattori utilizzanti uranio, hanno una vita molto più breve e sono molto meno radiotossiche: dopo meno di un secolo sono infatti meno pericolose dell'uranio che si trova in natura. Si ritiene pertanto che le scorie andrebbero confinate solamente per circa 300 anni complessivi. A titolo di confronto il "combustibile" esausto di un reattore all'uranio di 3º generazione, per ridurre la propria radiotossicità a livelli inferiori a quelli dell'uranio naturale di partenza, impiega circa un milione di anni, mentre il combustibile di un reattore autofertilizzante all'uranio-plutonio (come alcuni di 4º generazione) impiega decine di migliaia di anni.

Il CANDU nel mondo

Reattori operativi dati aggiornati alla pagina nazionale corrispondente
Impianto	Potenza netta (MW)	Modello	Inizio costruzione	Allacciamento alla rete	Produzione commerciale	Dismissione (prevista)
Embalse (Argentina)	600	CANDU 6	1º aprile 1974	25 aprile 1983	20 gennaio 1984
Bruce (Canada) (Reattore 1)	760	CANDU 791	1º giugno 1971	14 gennaio 1977	1º settembre 1977	2035
Bruce (Canada) (Reattore 2)	760	CANDU 791	1º dicembre 1970	4 settembre 1976	1º settembre 1977	2035
Bruce (Canada) (Reattore 3)	750	CANDU 750A	1º luglio 1972	12 dicembre 1977	1º febbraio 1978	2036
Bruce (Canada) (Reattore 4)	750	CANDU 750A	1º settembre 1972	21 dicembre 1978	18 gennaio 1979	2036
Bruce (Canada) (Reattore 5)	817	CANDU 750B	1º giugno 1978	2 dicembre 1984	1º marzo 1985
Bruce (Canada) (Reattore 6)	817	CANDU 750B	1º gennaio 1978	26 giugno 1984	14 settembre 1984
Bruce (Canada) (Reattore 7)	817	CANDU 750B	1º maggio 1979	22 febbraio 1986	10 aprile 1986
Bruce (Canada) (Reattore 8)	817	CANDU 750B	1º agosto 1979	9 marzo 1987	22 maggio 1987
Darlington (Canada) (Reattore 1)	878	CANDU 850	1º aprile 1982	19 dicembre 1990	14 novembre 1992	2025
Darlington (Canada) (Reattore 2)	878	CANDU 850	1º settembre 1981	15 gennaio 1990	9 ottobre 1990	2025
Darlington (Canada) (Reattore 3)	878	CANDU 850	1º settembre 1984	7 dicembre 1992	14 febbraio 1993	2025
Darlington (Canada) (Reattore 4)	878	CANDU 850	1º luglio 1985	17 aprile 1993	14 giugno 1993	2025
Pickering (Canada) (Reattore 1)	515	CANDU 500A	1º giugno 1966	4 aprile 1971	29 luglio 1971	2022
Pickering (Canada) (Reattore 4)	515	CANDU 500A	1º maggio 1968	21 maggio 1973	17 giugno 1973	2022
Pickering (Canada) (Reattore 5)	516	CANDU 500B	1º novembre 1974	19 dicembre 1982	10 maggio 1983	2024
Pickering (Canada) (Reattore 6)	516	CANDU 500B	1º ottobre 1975	8 novembre 1983	1º febbraio 1984	2024
Pickering (Canada) (Reattore 7)	516	CANDU 500B	1º marzo 1976	17 novembre 1984	1º gennaio 1985	2024
Pickering (Canada) (Reattore 8)	516	CANDU 500B	1º settembre 1976	21 gennaio 1986	28 febbraio 1986	2024
Point Lepreau (Canada)	660	CANDU 6	1º maggio 1975	11 settembre 1982	1º febbraio 1983	2037
Qinshan (Cina) (Reattore III-1)	677	CANDU 6	6 giugno 1998	19 novembre 2002	31 dicembre 2002
Qinshan (Cina) (Reattore III-2)	677	CANDU 6	25 settembre 1998	12 giugno 2003	24 luglio 2003
Wolsong (Corea del Sud) (Reattore 1)	661	CANDU 6	30 ottobre 1977	31 dicembre 1982	22 aprile 1983	2022
Wolsong (Corea del Sud) (Reattore 2)	632	CANDU 6	22 giugno 1992	1º aprile 1997	1º luglio 1997	2026
Wolsong (Corea del Sud) (Reattore 3)	648	CANDU 6	13 marzo 1994	25 marzo 1998	1º luglio 1998
Wolsong (Corea del Sud) (Reattore 4)	635	CANDU 6	22 luglio 1994	21 maggio 1999	1º ottobre 1999
Rajasthan (India) (Reattore 1)	90	N.D.	1º agosto 1965	30 novembre 1972	16 dicembre 1973
Rajasthan (India) (Reattore 2)	187	N.D.	1º aprile 1968	1º novembre 1980	1º aprile 1980
Kanupp (Pakistan) (Reattore 1)	125	CANDU-137 MW	1º agosto 1966	18 ottobre 1971	7 dicembre 1972	2019
Cernavodă (Romania) (Reattore 1)	650	CANDU 6	1º luglio 1982	11 luglio 1996	2 dicembre 1996
Cernavodă (Romania) (Reattore 2)	650	CANDU 6	1º luglio 1983	8 agosto 2007	31 dicembre 2007
Reattori in costruzione
Centrale	Potenza netta (MW)	Modello	Inizio costruzione	Allacciamento alla rete (Prevista)	Produzione commerciale (Prevista)	Costo (Previsto)
Reattori dismessi
Centrale	Potenza netta (MW)	Modello	Inizio costruzione	Allacciamento alla rete	Produzione commerciale	Dismissione
Douglas Point (Canada)	206	CANDU 200	1º febbraio 1960	7 gennaio 1967	26 settembre 1968	4 maggio 1984
Gentilly (Canada) (Reattore 2)	635	CANDU 6	1º aprile 1974	4 dicembre 1982	1º ottobre 1983	28 dicembre 2012
Pickering (Canada) (Reattore 2)	515	CANDU 500A	1º settembre 1966	6 ottobre 1971	30 dicembre 1971	28 maggio 2007
Pickering (Canada) (Reattore 3)	515	CANDU 500A	1º dicembre 1967	3 maggio 1972	1º giugno 1972	31 ottobre 2008
Rolphton NPD (Canada)	22	CANDU	1º gennaio 1958	4 giugno 1962	1º ottobre 1962	1º agosto 1987

Il reattore italiano CIRENE

Attualmente in Italia non esistono reattori nucleari del tipo CANDU. Tuttavia l'Italia, aveva in progetto di dotarsi di reattori ad acqua pesante simili al CANDU (il reattore nucleare "a nebbia" CIRENE), che possono funzionare con uranio naturale, con uranio arricchito di "seconda mano" e con torio.

In futuro, se si decidesse di costruire reattori CANDU, che possono riciclare l'uranio utilizzato nei reattori francesi, l'Italia potrebbe fissionare uranio "quasi esaurito" (al 2,5%), restituendo alla Francia un uranio impoverito (~1,1%) in minori quantità perché fissionato, evitando così di dover smaltire le scorie nucleari d'uranio nel proprio territorio. Il reattore CANDU produce come sottoprodotto il trizio, che un giorno potrebbe essere utilizzato nei reattori nucleari a fusione, attualmente sotto studio e sperimentazione.

Emissioni di Trizio

Il Trizio, il cui pericolo biologico maggiore è l'ingresso nell'organismo (inalazione, ingestione o assorbimento), è generato dai CANDU nel refrigerante e moderatore maggiormente che dalle filiere ad acqua leggera, a causa della cattura neutronica da parte dell'idrogeno pesante (deuterio). Parte di questo trizio sfugge nell'edificio di contenimento ed è generalmente recuperato; ma una piccola percentuale (circa 1%) sfugge dalle strutture di contenimento e costituisce una emissione radioattiva di routine negli impianti CANDU (oltre tutto più grande che in un LWR di dimensioni simili). L'esercizio di una centrale CANDU comprende il controllo di questo effluente nell'ambiente circostante (e la pubblicazione dei risultati), per assicurare che queste emissioni siano inferiori a quelle permesse dalle normative.

In alcuni reattori CANDU la concentrazione di trizio nel moderatore viene periodicamente ridotta con un processo estrattivo, per ridurre questo rischio. Le emissioni tipiche degli impianti CANDU canadesi sono inferiori allo 1% dei limiti normativi nazionali, che sono basati sulle linee guida dello International Commission on Radiological Protection (ICRP) (per esempio, la massima concentrazione di trizio nell'acqua potabile in Canada, 7 MBq/m³, corrisponde a 1/10 del limite di dose al pubblico dell'ICRP'). Emissioni di trizio da altre centrali CANDU sono ugualmente basse.

Generalmente ci sono significativi dibattiti pubblici riguardo alle emissioni radioattive dalle centrali nucleari, e per gli impianti CANDU il trizio rappresenta una delle maggiori preoccupazioni. Nel 2009 Greenpeace pubblicò un rapporto sulle emissioni di trizio Archiviato il 20 maggio 2010 in Internet Archive. dalle centrali nucleari Canadesi scritto dal Ian Fairlie. Questo documento fu verificato da Richard Osborne e venne criticato per gli errori contenuti.

Voci correlate

• Reattore nucleare a fissione
• Reattore nucleare di II generazione
• Reattore nucleare di III generazione
• Reattori nucleari di IV generazione
• Risorse e consumo di energia nel mondo

Altri progetti

Altri progetti

• Wikimedia Commons

• Wikimedia Commons contiene immagini o altri file su CANDU

Collegamenti esterni

• The Evolution of CANDU Fuel Cycles and Their Potential Contribution to World Peace, su nuclearfaq.ca.
• CANDU Owner's Group, su candu.org. URL consultato il 24 gennaio 2008 (archiviato dall'url originale il 15 dicembre 2007).
• A history of the CANDU reactor, su candu.org. URL consultato il 25 febbraio 2012 (archiviato dall'url originale il 25 febbraio 2012).
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• (EN) Thermopedia, "CANDU Nuclear Power Reactors"

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