reactor CANDU

En los diseños convencionales de reactores de agua ligera (LWR), todo el núcleo fisionable se coloca dentro de un gran recipiente a presión . La cantidad de calor que puede eliminar una unidad de refrigerante depende de la temperatura; al presurizar el núcleo, el agua puede calentarse a temperaturas mucho más altas antes de hervir , lo que permite eliminar más calor y, por lo tanto, que el núcleo sea más pequeño y eficiente.

La construcción de un recipiente a presión del tamaño requerido representa un desafío considerable, y en el momento del diseño del CANDU, la industria pesada canadiense carecía de la experiencia y la capacidad necesarias para fundir y mecanizar recipientes a presión de reactores del tamaño exigido. Este problema se ve agravado por la menor densidad fisible del combustible de uranio natural, que requiere un núcleo de reactor de mayor tamaño. Esta cuestión era tan importante que incluso el recipiente a presión relativamente pequeño originalmente previsto para su uso en el NPD antes de su rediseño a mitad de la construcción no pudo fabricarse en el país y tuvo que fabricarse en Escocia. Se consideraba muy improbable el desarrollo nacional de la tecnología necesaria para producir recipientes a presión del tamaño requerido para reactores de potencia moderados por agua pesada a escala comercial. ^{[ 6 ]}

En el sistema CANDU, los haces de combustible, de unos 10  cm de diámetro, están compuestos por numerosos tubos metálicos más pequeños. Estos haces se encuentran dentro de tubos de presión en un recipiente más grande que contiene agua pesada, la cual actúa como moderador. Este recipiente, denominado calandria, no está presurizado y se mantiene a temperaturas más bajas, lo que facilita su fabricación. Para evitar que el calor de los tubos de presión se filtre al moderador circundante, cada tubo de presión está encerrado dentro de un tubo de la calandria. El dióxido de carbono en el espacio entre ambos tubos actúa como aislante. El tanque moderador también funciona como un gran disipador de calor , lo que proporciona una medida de seguridad adicional .

En un reactor de agua a presión convencional , la recarga del sistema requiere apagar el núcleo y abrir el recipiente de presión. En los reactores CANDU, el tubo que se está recargando permanece presurizado. Esto permite recargar continuamente el sistema CANDU sin apagarlo, otro objetivo de diseño fundamental. En los sistemas modernos, dos robots se acoplan a las caras del reactor y abren las tapas de los extremos de un tubo de presión. Un robot introduce el combustible nuevo, mientras que el combustible agotado se expulsa y se recoge en el otro extremo. Una ventaja operativa significativa de la recarga en línea es que un haz de combustible defectuoso o con fugas puede retirarse del núcleo una vez localizado, reduciendo así los niveles de radiación en el circuito de refrigeración primario.

Cada haz de combustible es un cilindro formado por tubos delgados rellenos de pastillas cerámicas de óxido de uranio (elementos combustibles). En diseños anteriores, el haz tenía 28 o 37 elementos combustibles de medio metro de longitud, con 12 a 13 de estos conjuntos dispuestos extremo con extremo en un tubo de presión. El nuevo haz CANFLEX tiene 43 elementos combustibles, con dos tamaños de elementos (para que la potencia nominal pueda aumentarse sin fundir los elementos combustibles más calientes). Tiene aproximadamente 10 centímetros (3,9 pulgadas) de diámetro, 50 centímetros (20 pulgadas) de longitud, pesa alrededor de 20 kilogramos (44 libras) y está diseñado para reemplazar eventualmente al haz de 37 elementos. Para permitir que los neutrones fluyan libremente entre los haces, los tubos y los haces están hechos de zircaloy transparente a los neutrones ( circonio + 2,5 % en peso de niobio ).   

El uranio natural es una mezcla de isótopos : aproximadamente 99,28 % de uranio-238 y 0,72 % de uranio-235 en fracción atómica. Los reactores nucleares suelen funcionar a potencia constante durante largos periodos de tiempo, lo que requiere una tasa de fisión constante. Para mantener constante la tasa de fisión, los neutrones liberados por la fisión deben producir un número igual de fisiones en otros átomos de combustible. Este equilibrio se denomina criticidad . Los neutrones liberados por la fisión nuclear son bastante energéticos y no son fácilmente absorbidos (o "capturados") por el material fisionable circundante . Para mejorar la tasa de captura, la energía de los neutrones debe reducirse, o moderarse , para que sea lo más baja posible. En la práctica, el límite inferior de energía es la energía en la que los neutrones están en equilibrio térmico con el moderador. Cuando los neutrones se aproximan a este límite inferior de energía, se les denomina neutrones térmicos .

Durante la moderación, ayuda a separar los neutrones del uranio, ya que ^{el 238U} tiene una gran afinidad por los neutrones de energía intermedia (absorción por resonancia), pero solo se fisiona fácilmente con los pocos neutrones energéticos superiores a ≈1,5–2 MeV . Dado que la mayor parte del combustible suele ser ^238U , la mayoría de los diseños de reactores se basan en barras de combustible delgadas separadas por un moderador, lo que permite que los neutrones viajen en el moderador antes de volver a entrar en el combustible. Se liberan más neutrones de los mínimos necesarios para mantener la reacción en cadena; cuando el uranio-238 absorbe neutrones, se crea plutonio, lo que ayuda a compensar el agotamiento del uranio-235. Finalmente, la acumulación de productos de fisión que absorben más neutrones que el ^238U ralentiza la reacción y requiere recarga de combustible. 

El agua ligera es un excelente moderador: los átomos de hidrógeno ligero tienen una masa muy similar a la de un neutrón y pueden absorber mucha energía en una sola colisión (como la colisión de dos bolas de billar). Sin embargo, el hidrógeno ligero puede absorber neutrones, reduciendo la cantidad disponible para reaccionar con la pequeña cantidad de ^235U presente en el uranio natural, lo que impide la criticidad. Para que se alcance la criticidad, el combustible debe enriquecerse , aumentando la cantidad de ^235U a un nivel utilizable. En los reactores de agua ligera , el combustible se enriquece normalmente entre un 2 % y un 5 % de ^235U (la fracción restante con menor contenido de ^235U se denomina uranio empobrecido ). Las instalaciones de enriquecimiento son costosas de construir y operar. También pueden plantear un problema de proliferación , ya que pueden utilizarse para enriquecer el ^235U mucho más, hasta obtener material apto para armas nucleares (90 % o más de ^235U ). Esto puede solucionarse si el combustible es suministrado y reprocesado por un proveedor aprobado internacionalmente .

La principal ventaja del moderador de agua pesada sobre el agua ligera es la menor absorción de los neutrones que mantienen la reacción en cadena, lo que permite una menor concentración de átomos fisionables (hasta el punto de utilizar combustible de uranio natural sin enriquecer). El deuterio ("hidrógeno pesado") ya tiene el neutrón adicional que absorbería el hidrógeno ligero, lo que reduce la tendencia a capturar neutrones. El deuterio tiene el doble de masa que un solo neutrón (frente al hidrógeno ligero, que tiene aproximadamente la misma masa); esta diferencia implica que se necesitan más colisiones para moderar los neutrones, lo que requiere un mayor espesor de moderador entre las barras de combustible. Esto aumenta el tamaño del núcleo del reactor y la fuga de neutrones. También es la razón práctica del diseño de la calandria, ya que, de lo contrario, se necesitaría un recipiente a presión muy grande. ^{[ 7 ]} La baja densidad ^{de 235} U en el uranio natural también implica que se consumirá menos combustible antes de que la tasa de fisión baje demasiado para mantener la criticidad, porque la relación de ²³⁵ U a productos de fisión + ²³⁸ U es menor. En los reactores CANDU, la mayor parte del moderador se encuentra a temperaturas más bajas que en otros diseños, lo que reduce la dispersión de velocidades y la velocidad general de las partículas del moderador. Esto significa que la mayoría de los neutrones terminarán con una energía menor y tendrán mayor probabilidad de causar fisión, por lo que los reactores CANDU no solo "queman" uranio natural, sino que lo hacen de manera más eficiente. En general, los reactores CANDU utilizan entre un 30 % y un 40 % menos de uranio extraído que los reactores de agua ligera por unidad de electricidad producida. Esta es una gran ventaja del diseño de agua pesada; no solo requiere menos combustible, sino que, al no tener que enriquecerlo, también resulta mucho menos costoso.

Otra característica única de la moderación con agua pesada es la mayor estabilidad de la reacción en cadena . Esto se debe a la energía de enlace relativamente baja del núcleo de deuterio (2,2  MeV), lo que provoca que algunos neutrones energéticos , y especialmente los rayos gamma, rompan los núcleos de deuterio para producir neutrones adicionales. Tanto los rayos gamma producidos directamente por la fisión como por la desintegración de los fragmentos de fisión tienen suficiente energía, y la vida media de los fragmentos de fisión oscila entre segundos y horas, o incluso años. La lenta respuesta de estos neutrones generados por rayos gamma retrasa la respuesta del reactor y proporciona a los operadores tiempo adicional en caso de emergencia. Dado que los rayos gamma viajan varios metros a través del agua, un aumento en la velocidad de la reacción en cadena en una parte del reactor producirá una respuesta del resto del reactor, lo que permite que diversas retroalimentaciones negativas estabilicen la reacción.

Por otro lado, los neutrones de fisión se ralentizan considerablemente antes de llegar a otra barra de combustible, lo que significa que tardan más en desplazarse de una parte del reactor a otra. Así, si la reacción en cadena se acelera en una sección del reactor, el cambio se propagará lentamente al resto del núcleo, dando tiempo para responder en caso de emergencia. La independencia de la energía de los neutrones respecto del combustible nuclear utilizado es lo que permite esta flexibilidad en el combustible de un reactor CANDU, ya que cada haz de combustible experimentará el mismo entorno y afectará a sus vecinos de la misma manera, independientemente de que el material fisionable sea uranio-235, uranio-233 o plutonio .

Canadá desarrolló el diseño moderado por agua pesada en la posguerra para explorar la energía nuclear, dado que carecía de acceso a instalaciones de enriquecimiento. Los sistemas de enriquecimiento de la época de la guerra eran extremadamente costosos de construir y operar, mientras que la solución del agua pesada permitió el uso de uranio natural en el reactor experimental ZEEP . Se desarrolló un sistema de enriquecimiento mucho menos costoso, pero Estados Unidos clasificó como secreto el trabajo sobre el proceso de centrifugación de gas, más económico . Por lo tanto, el reactor CANDU se diseñó para utilizar uranio natural.

La energía de fusión es una tecnología energética en desarrollo que opera con principios diferentes a los de los reactores de fisión nuclear como CANDU. Sin embargo, el combustible más explorado para posibles futuras centrales de fusión es el deuterio y el tritio . El tritio es mucho más escaso que el deuterio, que es un componente del agua de mar , lo que convierte el suministro de tritio en una limitación clave para la investigación y el despliegue de la fusión. Los reactores de fisión nuclear son actualmente la principal fuente de tritio, y en la operación comercial ordinaria de centrales eléctricas, los reactores CANDU son específicamente los mayores productores. Por lo tanto, la flota de reactores CANDU es la principal fuente de tritio para la investigación de la fusión y se espera que sea la principal fuente de tritio inicial para posibles futuras centrales de fusión. ^{[ 21 ]}

Las demandas futuras de tritio parecen superar la producción, en particular las demandas de las futuras generaciones de reactores de fusión experimentales como ITER , ya que se requieren hasta 10 kg de tritio para poner en marcha un reactor de fusión y, por lo tanto, se requieren decenas de kilogramos para una flota. ^{[ 21 ]} Entre 1,5 y 2,1 kilogramos (3,3 a 4,6 lb) de tritio se recuperaban anualmente en la instalación de separación de Darlington en Canadá para 2003, de los cuales se vendía una pequeña fracción. ^{[ 22 ] : 10} En consecuencia, los Laboratorios Nucleares Canadienses anunciaron en 2024 un programa de décadas para renovar las plantas CANDU existentes y equiparlas con instalaciones de producción de tritio. ^{[ 23 ]} 

El tritio se considera un radionúclido débil debido a sus emisiones radiactivas de baja energía ( energía de partículas beta de hasta 18,6  keV). ^{[ 24 ]} Las partículas beta viajan 6  mm en el aire y solo penetran la piel hasta 6 micrómetros. Si se inhala o ingiere, el tritio tiene una vida media de eliminación corta de 10 a 12 días, que puede acelerarse con la ingesta de grandes volúmenes de agua.

Con una producción de aproximadamente 1 kg por año, el tritio representa una proporción muy pequeña de los residuos nucleares CANDU, tanto en peso como en radiactividad. Parte del tritio producido por los reactores CANDU escapa al confinamiento. La mayor parte se recupera, pero alrededor del 1 % escapa. Si bien esta cifra es superior a la de otros tipos de reactores que producen menos tritio, se considera una emisión radiactiva rutinaria. Se monitorean los niveles de tritio en el entorno de la planta. Las emisiones típicas de las plantas CANDU en Canadá son inferiores al 1 % del límite reglamentario nacional, según las directrices de la ICRP . ^{[ 25 ] [ 26 ] [ 27 ] [ 28 ]}

Las emisiones de tritio de las centrales CANDU han sido motivo de preocupación para la sociedad civil. En 2007, Greenpeace publicó una crítica sobre las emisiones de tritio de las centrales nucleares canadienses, escrita por Ian Fairlie . ^{[ 27 ]} Este informe fue criticado ^{[ 29 ]} por Richard Osborne, presidente fundador de la Asociación Canadiense de Protección Radiológica. ^{[ 30 ] [ 31 ]}

El primer diseño de reactor moderado por agua pesada en Canadá fue el ZEEP , que comenzó a operar justo después del final de la Segunda Guerra Mundial . Al ZEEP se unieron varias otras máquinas experimentales, incluyendo el NRX en 1947 y el NRU en 1957. Estos esfuerzos condujeron al primer reactor tipo CANDU, el Nuclear Power Demonstration (NPD), en Rolphton, Ontario. Fue concebido como una prueba de concepto y tenía una potencia nominal de solo 22 MW _e , una potencia muy baja para un reactor de potencia comercial. El NPD produjo la primera electricidad generada nuclearmente en Canadá y funcionó con éxito desde 1962 hasta 1987. ^{[ 42 ] [ 43 ]} 

El segundo reactor CANDU fue el de Douglas Point , una versión más potente con una potencia nominal de aproximadamente 200  MW _e y ubicado cerca de Kincardine , Ontario. Entró en servicio en 1968 y funcionó hasta 1984. A diferencia de otras centrales CANDU, Douglas Point tenía una ventana llena de aceite con vista a la cara este del reactor, incluso cuando este estaba en funcionamiento. Originalmente, Douglas Point se planeó como una central de dos unidades, pero la segunda unidad se canceló debido al éxito de las unidades más grandes de 515  MW _e en Pickering . ^{[ 44 ] [ 45 ]}

Gentilly-1 , en Bécancour, Quebec , cerca de Trois-Rivières , Quebec, también fue una versión experimental de CANDU, que utilizaba un refrigerante de agua ligera en ebullición y tubos de presión verticales, pero no se consideró exitosa y se cerró después de siete años de funcionamiento intermitente. ^{[ 46 ]} Gentilly-2, un reactor CANDU-6, comenzó a operar en 1983. Tras las declaraciones del gobierno entrante del Parti Québécois en septiembre de 2012 de que Gentilly cerraría, el operador, Hydro-Québec , decidió cancelar una renovación previamente anunciada de la planta y anunció su cierre a finales de 2012, citando razones económicas para la decisión. La empresa ha iniciado un proceso de desmantelamiento de 50 años estimado en $1.8 mil millones. ^{[ 47 ]}

Paralelamente al diseño clásico CANDU, se desarrollaron variantes experimentales. El WR-1 , ubicado en los Laboratorios Whiteshell de AECL en Pinawa, Manitoba , utilizaba tubos de presión verticales y aceite orgánico como refrigerante principal. El aceite empleado tiene un punto de ebullición más alto que el agua, lo que permite que el reactor opere a temperaturas más altas y presiones más bajas que un reactor convencional. La temperatura de salida del WR-1 era de aproximadamente 490 °C, en comparación con los 310 °C nominales del CANDU 6 ; la mayor temperatura y, por lo tanto, la eficiencia termodinámica compensan en cierta medida el hecho de que los aceites tienen aproximadamente la mitad de la capacidad calorífica del agua. Las temperaturas más altas también resultan en una conversión más eficiente a vapor y, en última instancia, a electricidad. El WR-1 operó con éxito durante muchos años y prometía una eficiencia significativamente mayor que las versiones refrigeradas por agua. ^{[ 48 ] [ 49 ]}   

Los éxitos de NPD y Douglas Point propiciaron la decisión de construir la primera central multiunidad en Pickering, Ontario. Pickering A, compuesta por las unidades 1 a 4, entró en servicio en 1971. Pickering B, con las unidades 5 a 8, se puso en marcha en 1983, alcanzando una capacidad total de 4120  MWe _. La central está ubicada muy cerca de la ciudad de Toronto para reducir los costos de transmisión .

Una serie de mejoras al diseño básico de Pickering dieron lugar al  diseño CANDU 6, que entró en funcionamiento a principios de la década de 1980. CANDU  6 era esencialmente una versión de la central eléctrica de Pickering rediseñada para poder construirse en unidades de un solo reactor. CANDU  6 se utilizó en varias instalaciones fuera de Ontario, incluyendo Gentilly-2 en Quebec y la central nuclear de Point Lepreau en Nuevo Brunswick. CANDU  6 constituye la base de la mayoría de los sistemas CANDU extranjeros, incluyendo los diseños exportados a Argentina, Rumania, China y Corea del Sur. Solo India opera un sistema CANDU que no se basa en el  diseño CANDU 6.

La rentabilidad de las centrales nucleares suele aumentar con el tamaño. Esta mejora en centrales de mayor tamaño se ve contrarrestada por la repentina aparición de grandes cantidades de energía en la red, lo que provoca una disminución de los precios de la electricidad debido a los efectos de la oferta y la demanda. Las predicciones de finales de la década de 1960 sugerían que el aumento de la demanda de electricidad superaría estas presiones a la baja sobre los precios, lo que llevó a la mayoría de los diseñadores a construir centrales de alrededor de ₁₀₀₀  MWe .

Tras el proyecto Pickering  A, se llevó a cabo rápidamente una ampliación similar en la central nuclear de Bruce , construida por etapas entre 1970 y 1987. Se trata de la mayor central nuclear de Norteamérica y la segunda más grande del mundo (después de Kashiwazaki-Kariwa en Japón), con ocho reactores de aproximadamente 800  MW _e cada uno, lo que suma un total de 6232  MW (netos) y 7276  MW (brutos). Otra ampliación, de menor envergadura, dio lugar al diseño de la central nuclear de Darlington , similar a la planta de Bruce, pero con una potencia de unos 880  MW _e por reactor en una central de cuatro reactores.

Al igual que sucedió con el desarrollo del diseño Pickering en el CANDU  6, el diseño Bruce también se desarrolló en el similar CANDU  9. ^{[ 50 ]} Al igual que el CANDU  6, el CANDU  9 es esencialmente una adaptación del diseño Bruce, de modo que puede construirse como una unidad de un solo reactor. No  se ha construido ningún reactor CANDU 9.

Durante las décadas de 1980 y 1990, el mercado de la energía nuclear sufrió una grave crisis, con escasa construcción de nuevas centrales en Norteamérica y Europa. El trabajo de diseño continuó durante todo este período, y se introdujeron nuevos conceptos que mejoraron drásticamente la seguridad, los costes de capital, la rentabilidad y el rendimiento general. Estas máquinas de generación III+ y generación IV se convirtieron en un tema de considerable interés a principios de la década de 2000, ya que parecía que se estaba produciendo un renacimiento nuclear y que se construirían numerosos reactores nuevos durante la década siguiente. ^{[ 51 ]}

AECL había estado trabajando en un diseño conocido como ACR-700, utilizando elementos de las últimas versiones de CANDU  6 y CANDU  9, con una potencia de diseño de 700  MW _e . ^{[ 41 ]} Durante el renacimiento nuclear, la ampliación observada en años anteriores se reafirmó, y el ACR-700 se desarrolló hasta convertirse en el ACR-1000 de 1200  MW _e . El ACR-1000 es la tecnología CANDU de próxima generación (oficialmente, "generación III+"), que introduce algunas modificaciones significativas al diseño CANDU existente. ^{[ 52 ]}

El cambio principal, y el más radical entre las generaciones CANDU, es el uso de agua ligera presurizada como refrigerante. Esto reduce significativamente el costo de implementación del circuito de refrigeración primario, que ya no necesita llenarse con agua pesada, que es costosa. El ACR-1000 utiliza aproximadamente un tercio del agua pesada necesaria en los diseños de generaciones anteriores. También elimina la producción de tritio en el circuito de refrigeración, la principal fuente de fugas de tritio en los diseños CANDU operativos. El rediseño también permite una reactividad de vacío ligeramente negativa , un objetivo de diseño fundamental para todas las máquinas Gen III+. ^{[ 52 ]}

El diseño también requiere el uso de uranio ligeramente enriquecido , enriquecido en aproximadamente un 1 o 2 %. La razón principal es aumentar la tasa de quemado, lo que permite que los haces permanezcan más tiempo en el reactor, de modo que se produce solo un tercio de la cantidad de combustible gastado. Esto también tiene efectos en los costos operativos y los plazos, ya que se reduce la frecuencia de recarga. Al igual que en los diseños CANDU anteriores, el ACR-1000 también ofrece recarga en línea. ^{[ 52 ]}

Fuera del reactor, el ACR-1000 presenta una serie de cambios de diseño que se espera reduzcan drásticamente los costos de capital y operación. El principal de estos cambios es la vida útil de diseño de 60 años, lo que reduce considerablemente el precio de la electricidad generada durante la vida útil de la planta. El diseño también tiene un factor de capacidad previsto del 90 %. Los generadores de vapor y las turbinas de mayor presión mejoran la eficiencia aguas abajo del reactor. ^{[ 52 ]}

Muchos de los cambios en el diseño operativo también se aplicaron al CANDU  6 existente para producir el CANDU  6 mejorado. También conocido como CANDU  6e o EC  6, este fue una actualización evolutiva del  diseño CANDU 6 con una potencia bruta de 740  MW _e por unidad. Los reactores están diseñados para una vida útil de más de 50 años, con un programa de mantenimiento intermedio para reemplazar algunos de los componentes clave, como los canales de combustible. El factor de capacidad anual promedio proyectado es superior al 90 %. Las mejoras en las técnicas de construcción (incluido el ensamblaje modular de techo abierto) reducen los costos de construcción. El CANDU  6e está diseñado para operar con ajustes de potencia tan bajos como el 50 %, lo que les permite adaptarse a la demanda de carga mucho mejor que los diseños anteriores. ^{[ 53 ]}

El reactor CANDU de combustible avanzado (AFCR) iba a ser un desarrollo posterior del diseño EC6 con 740 MWe. ^{[ 54 ]} Estaba previsto que utilizara combustibles a base de uranio reciclado y torio ^{[ 54 ]} y que fuera desarrollado por una empresa conjunta de SNC-Lavalin, China National Nuclear Corporation y Shanghai Electric, ^{[ 55 ]} pero no se siguieron adelante los diseños de torio en vista del proyecto de la Academia China de Ciencias (CAS) sobre un reactor de sales fundidas para la cría de torio. ^{[ 56 ]}

AtkinsRéalis está desarrollando el próximo diseño de CANDU, conocido como CANDU Monark. Se trata de un reactor de Generación III+ con 1000 MW. El diseño se basa principalmente en ACR-1000 y EC6. ^{[ 57 ] [ 58 ] [ 59 ]}

En general, el reactor CANDU es el "reactor de Ontario". El sistema se desarrolló casi en su totalidad en Ontario, y solo se construyeron dos diseños experimentales en otras provincias. De los 29 reactores CANDU comerciales construidos, 22 se encuentran en Ontario. De estos 22, varios reactores han sido retirados del servicio. Se propusieron dos nuevos reactores CANDU para Darlington con financiación del gobierno canadiense, ^{[ 60 ]} pero estos planes se cancelaron en 2009 debido a los altos costos. ^{[ 61 ]}

AECL ha promocionado intensamente la tecnología CANDU en Canadá, pero su acogida ha sido limitada. Hasta la fecha, solo se han construido dos reactores no experimentales en otras provincias, uno en Quebec y otro en Nuevo Brunswick; las demás provincias se han centrado en centrales hidroeléctricas y de carbón. Varias provincias canadienses han desarrollado importantes recursos hidroeléctricos. Alberta y Saskatchewan no cuentan con extensos recursos hídricos y utilizan principalmente combustibles fósiles para generar electricidad.

Se ha manifestado interés en el oeste de Canadá , donde se están considerando los reactores CANDU como fuentes de calor y electricidad para el proceso de extracción de arenas bituminosas , que consume mucha energía y que actualmente utiliza gas natural . Energy Alberta Corporation anunció el 27 de agosto de 2007 que había solicitado una licencia para construir una nueva planta nuclear en Lac Cardinal (30  km al oeste de la ciudad de Peace River, Alberta ), con dos reactores ACR-1000 que entrarían en funcionamiento en 2017 produciendo 2,2 gigavatios (eléctricos). ^{[ 62 ]} Una revisión parlamentaria de 2007 sugirió suspender los esfuerzos de desarrollo. ^{[ 63 ]} Posteriormente, la empresa fue adquirida por Bruce Power, ^{[ 64 ]} quien propuso ampliar la planta a cuatro unidades de un total de 4,4 gigavatios. ^{[ 65 ]} Estos planes se vieron frustrados y Bruce posteriormente retiró su solicitud para Lac Cardinal, proponiendo en su lugar un nuevo emplazamiento a unos 60  km de distancia. ^{[ 66 ] Los planes están actualmente moribundos después de que} una amplia consulta con el público demostrara que, si bien alrededor de 1/5 de la población estaba abierta a los reactores, 1/4 se oponía. ^[ 67 ^{] [} 68 ^]

Durante la década de 1970, el mercado internacional de venta de material nuclear era extremadamente competitivo, y muchas empresas nucleares nacionales contaban con el apoyo de las embajadas de sus gobiernos en el extranjero. Además, el ritmo de construcción en Estados Unidos había propiciado que los sobrecostos y los retrasos en la finalización de los proyectos prácticamente hubieran terminado, y que los reactores posteriores fueran más baratos. Canadá, un actor relativamente nuevo en el mercado internacional, se enfrentaba a numerosas desventajas en este contexto. El reactor CANDU se diseñó deliberadamente para reducir la necesidad de piezas mecanizadas de gran tamaño, lo que lo hacía apto para su construcción por países sin una base industrial importante. Las iniciativas de venta han tenido mayor éxito en países que no podían fabricar localmente diseños de otras empresas.

A finales de la década de 1970, AECL señaló que cada venta de reactor emplearía a 3600 canadienses y generaría 300 millones de dólares en ingresos para la balanza de pagos. ^{[ 69 ]} Estos esfuerzos de venta se dirigieron principalmente a países gobernados por dictaduras o regímenes similares, lo que generó serias preocupaciones en el parlamento. ^{[ 70 ]} Estos esfuerzos también dieron lugar a un escándalo cuando se descubrió que se habían entregado millones de dólares a agentes de ventas extranjeros, con escaso o ningún registro de quiénes eran o qué hicieron para ganar el dinero. ^{[ 71 ]} Esto condujo a una investigación de la Real Policía Montada de Canadá después de que se plantearan dudas sobre los esfuerzos de venta en Argentina, y a nuevas regulaciones sobre la divulgación completa de las tarifas para futuras ventas. ^{[ 72 ]}

El primer éxito de CANDU fue la venta de los primeros diseños de CANDU a la India. En 1963, se firmó un acuerdo para la exportación de un reactor de potencia de 200 MWe basado en el reactor de Douglas Point. El éxito del acuerdo llevó a la venta en 1966 de un segundo reactor del mismo diseño. El primer reactor, entonces conocido como RAPP-1 por "Rajasthan Atomic Power Project" (Proyecto de Energía Atómica de Rajastán), comenzó a operar en 1972. Un grave problema con el agrietamiento del escudo final del reactor provocó su cierre durante largos períodos, y finalmente se redujo su potencia a 100  MW. ^{[ 73 ]} La construcción del reactor RAPP-2 aún estaba en marcha cuando la India detonó su primera bomba atómica en 1974, lo que llevó a Canadá a poner fin a sus relaciones nucleares con el país. Parte del acuerdo de venta era un proceso de transferencia de tecnología. Cuando Canadá se retiró del desarrollo, la India continuó la construcción de plantas similares a CANDU en todo el país. ^{[ 74 ]} Para 2010, los reactores basados ​​en CANDU estaban operativos en los siguientes sitios: Kaiga (3), Kakrapar (2), Madras (2), Narora (2), Rajasthan (6) y Tarapur (2).

En Pakistán, la central nuclear de Karachi, con una capacidad bruta de 137  MW _e, fue construida entre 1966 y 1971.

En 1972, AECL presentó un diseño basado en la planta de Pickering al proceso de la Comisión Nacional de Energía Atómica de Argentina, en asociación con la empresa italiana Italimpianti. La elevada inflación durante la construcción provocó pérdidas masivas, y los esfuerzos por renegociar el acuerdo se vieron interrumpidos por el golpe de Estado de marzo de 1976 liderado por el general Videla. La central nuclear de Embalse comenzó a operar comercialmente en enero de 1984. ^{[ 75 ]} Se han mantenido negociaciones para la apertura de más  reactores CANDU 6 en el país, incluyendo un acuerdo de 2007 entre Canadá, China y Argentina, pero hasta la fecha no se han anunciado planes concretos. ^{[ 76 ]}

En 1977 se firmó un acuerdo de licencia con Rumania, mediante el cual se vendió el  diseño CANDU 6 por 5 millones de dólares por reactor para los primeros cuatro reactores, y luego por 2 millones de dólares cada uno para los doce siguientes. Además, empresas canadienses suministrarían una cantidad variable de equipos para los reactores, alrededor de 100 millones de dólares del precio total de 800 millones de dólares del primer reactor, cantidad que disminuiría con el tiempo. En 1980, Nicolae Ceaușescu solicitó una modificación para proporcionar bienes en lugar de dinero en efectivo; a cambio, se aumentó la cantidad de contenido canadiense y se construiría un segundo reactor con ayuda canadiense. Los problemas económicos del país se agravaron durante la fase de construcción. El primer reactor de la central nuclear de Cernavodă entró en funcionamiento recién en abril de 1996, una década después de la fecha prevista de puesta en marcha en diciembre de 1985. ^{[ 77 ]} Se gestionaron préstamos adicionales para la finalización del segundo reactor, que entró en funcionamiento en noviembre de 2007. ^{[ 78 ]}

 En enero de 1975, se anunció un acuerdo para la construcción de un reactor CANDU 6 en Corea del Sur, conocido actualmente como el reactor de potencia Wolsong-1 . La construcción comenzó en 1977 y la operación comercial se inició en abril de 1983. En diciembre de 1990, se anunció un nuevo acuerdo para tres unidades adicionales en el mismo emplazamiento, que comenzaron a operar entre 1997 y 1999. ^{[ 79 ]} Corea del Sur también negoció acuerdos de desarrollo y transferencia de tecnología con Westinghouse para su avanzado diseño de reactor System-80, y todo el desarrollo futuro se basa en versiones de este reactor construidas localmente. ^{[ 80 ]}

En junio de 1998, se inició la construcción del  reactor CANDU 6 en la central nuclear de Qinshan, China , como parte de la Fase III (unidades 4 y 5) de la instalación planificada de 11 unidades. La operación comercial comenzó en diciembre de 2002 y julio de 2003, respectivamente. Estos son los primeros reactores de agua pesada en China. Qinshan fue el primer proyecto CANDU-6 en utilizar la construcción de un reactor de techo abierto, y el primer proyecto en el que la operación comercial comenzó antes de la fecha prevista. ^{[ 81 ]}

El costo de la electricidad de cualquier central eléctrica se puede calcular mediante una selección similar de factores: costos de capital para la construcción o los pagos de los préstamos otorgados para obtener dicho capital, el costo del combustible por vatio-hora y los costos fijos y variables de mantenimiento. En el caso de la energía nuclear, normalmente se incluyen dos costos adicionales: el costo de la eliminación permanente de residuos y el costo del desmantelamiento de la central una vez finalizada su vida útil. Generalmente, los costos de capital predominan en el precio de la energía nuclear, ya que la cantidad de energía producida es tan grande que supera con creces el costo del combustible y el mantenimiento. ^{[ 82 ]} La Asociación Nuclear Mundial calcula que el costo del combustible, incluyendo todo el procesamiento, representa menos de un centavo (US$0,01) por kWh. ^{[ 83 ]}

La información sobre el desempeño económico de CANDU es algo sesgada; la mayoría de los reactores están en Ontario, que también es el "más público" entre los principales operadores de CANDU. Varias organizaciones antinucleares como la Alianza por el Aire Limpio de Ontario (OCAA) y Pembina han afirmado que cada diseño de CANDU en Ontario superó el presupuesto en al menos un 25%, y en promedio más del 150% por encima de lo estimado. ^{[ 84 ]} Sin embargo, esto se basa en el uso de cifras "del día" que no están ajustadas por la inflación. Con la inflación considerada, todas las plantas estuvieron dentro o por debajo del presupuesto con la excepción de Darlington. Incluso considerando la inflación, Darlington superó ampliamente el presupuesto, casi duplicando la estimación original, pero este proyecto se detuvo en curso, lo que generó cargos de intereses adicionales durante un período de altas tasas de interés, una situación especial que no se esperaba que se repitiera.

En la década de 1980, los tubos de presión de los  reactores Pickering A fueron reemplazados antes de que finalizara su vida útil prevista debido a un deterioro inesperado causado por la fragilización por hidrógeno . Las exhaustivas inspecciones y el mantenimiento han evitado este problema en los reactores posteriores.

En 1999, todos los reactores Pickering  A y Bruce  A fueron clausurados para centrarse en la recuperación del rendimiento operativo de las generaciones posteriores en Pickering, Bruce y Darlington. Antes de reactivar los  reactores Pickering A, OPG emprendió un programa de reacondicionamiento limitado. Las estimaciones iniciales de costos y plazos, basadas en un desarrollo inadecuado del alcance del proyecto, resultaron ser muy inferiores a los costos y plazos reales, por lo que se decidió que las unidades 2 y 3 de Pickering no se reactivarían por razones comerciales.

Estos sobrecostos se repitieron en Bruce, donde las Unidades 3 y 4 operaron con un 90% de sobrecosto. ^{[ 84 ]} Se experimentaron sobrecostos similares en Point Lepreau, ^{[ 85 ]} y la planta Gentilly-2 se cerró el 28 de diciembre de 2012. ^{[ 86 ]}

Con base en los costos de capital proyectados y el bajo costo del combustible y el mantenimiento en servicio, en 1994 se predijo que la energía de CANDU sería muy inferior a 5  centavos/kWh. ^{[ 87 ]}

En 1999, Ontario Hydro se dividió y sus instalaciones de generación se reorganizaron en Ontario Power Generation (OPG). Para hacer más atractivas a las empresas sucesoras para los inversores privados,  se transfirieron 19.400 millones de dólares en "deuda incobrable" al control de Ontario Electricity Financial Corporation. Esta deuda se amortiza gradualmente a través de diversas fuentes, incluyendo una tarifa de 0,7 centavos/kWh para toda la energía, todos los impuestos sobre la renta pagados por todas las empresas operadoras y todos los dividendos pagados por OPG e Hydro One .

En febrero de 2026, se completó el importante proyecto de renovación de las cuatro unidades de la planta de Darlington, por debajo del presupuesto y cuatro meses antes de lo previsto ^{[ 88 ]} .

Las unidades 1, 3 y 4 de Darlington han operado con un factor de capacidad anual promedio de 85% durante su vida útil, y la unidad 2 con un factor de capacidad de 78%, ^{[ 89 ]} A partir de 2010Las unidades reacondicionadas en Pickering y Bruce tuvieron factores de capacidad de vida útil entre 59 y 69 %. ^{[ 90 ]} Esto incluye períodos de varios años mientras las unidades estuvieron cerradas para el retubado y reacondicionamiento. Los factores de capacidad posteriores al reacondicionamiento son mucho más altos con Bruce A1 en 90,78 %, Bruce A2 en 90,38 % (2013+), ^{[ 17 ]} Pickering A1 en 71,18 % y Pickering A4 en 70,38 %. ^{[ 91 ]} En 2009,  las unidades 3 y 4 de Bruce A tuvieron factores de capacidad de 80,5 % y 76,7 % respectivamente, en un año en el que tuvieron una interrupción importante en el Edificio de Vacío. ^{[ 92 ]}

Varios operadores canadienses de reactores CANDU formaron el Grupo de Propietarios de Reactores CANDU en 1984; ^{[ 100 ]} posteriormente se les unieron operadores internacionales y, en 2025, cambiaron su nombre a Conexus Nuclear Inc. ^{[ 101 ]}

La organización colabora en varias áreas para promover la tecnología del reactor CANDU:

1. investigación y desarrollo ^{[ 102 ]} Esto incluía financiación básica para parte de los costes de investigación y desarrollo de AECL. ^{[ 103 ]}
2. proyectos y servicios conjuntos ^{[ 104 ]}
3. seguridad nuclear y asuntos ambientales ^{[ 104 ]}
4. intercambio de información ^{[ 104 ]}