Basınçlı Ağır Su Reaktörleri (PHWR) reaktörlerinin geliştirilmesi ağırlıklı olarak Kanada tarafından gerçekleştirilmiştir ve geliştirilen reaktöre CANDU adı verilmiştir. CANDU "Kanada Ağır-Su Uranyum" kelimesinin İngilizcesinin baş harflerinden oluşturulmuş bir kısalmadır. CANDU’lar ağır su yavaşlatıcı ve doğal uranyum yakıt kullanmaktadır. Basınç kanalları prensibi ile tasarımlanmış Kanada’ya has reaktörlerdir.

Bugün dünyada 41 adet PHWR reaktör bulunmaktadır. Bun-lardan sadece 1 tanesi Alman tasarımı iken diğer 40 tanesi Kanadalıların CANDU tasarıma dayanmaktadır.

Dünyadaki PHWR türü reaktörlerin 14 tanesi Kanada'da, diğerleri de Arjantin, Hindistan, Pakistan, G.Kore, Çin ve Romanya'da bulunmaktadır.

CANDU reaktörünü geliştirme çalışmalarının kökeni İkinci Dünya savaşı dönemlerine gitmektedir. 1942 yılında ABD ve İngiltere’nin başını çektiği müttefik devletler, İngiltere’de askeri amaçlara yönelik nükleer çalışmalar yapmakta olan personelin büyük bölümünü Kanada’ya nakletme kararı almış ve bir grup nükleer bilim adamı ve uzman İngiltere’den Kanada’ya getirilmiştir. ABD, İngiltere ve Kanada üçgeninde yapılan anlaşmalarla bu grup Kanada’da nükleer enerji ile ilgili askeri amaçlı çalışmalara başlamıştır. Bu grup yaptığı ön çalışmalar sonrasında Kanada’da ağır sulu reaktörlerin tasarımı ve inşası ile ilgili çalışmaların gerçekleştirilmesine karar vermiştir. 1944 yılında araştırma/deney reaktörleri NRX ve ZEEP’in kurulmasına başlanmıştır. 5 Eylül 1945’de Ontario’daki Chalk River laboratuarında ZEEP reaktörü çalışmaya başlamış ve bu reaktör ABD dışında kritik hale gelen (işlemeye alınan) ilk reaktör olmuştur.

İkinci dünya savaşının sona ermesinin ardından, askeri amaçlarla başlayan çalışmaların barışçıl amaçlara yönelik olarak devam etmesine karar verilmiş ve bu gelişmeyi yönlendirmek için 1946 yılında Kanada Parlamentosu tarafından Atom Enerjisi Kontrol Yasası çıkartılmıştır. 1947 yılında ikinci araştırma reaktörü NRX reaktörü çalışmaya başlamıştır.

Aralık 1950’de Kanada federal hükümeti NRU adında 200 MW termal enerji kapasiteli büyük çaplı bir araştırma reaktörün kurulmasına karar vermiştir. Bu reaktörle; tıp ve sanayi sektörlerinde kullanılmak amacıyla Kobalt–60 üretme, araştırma, malzeme geliştirme ve soğuk savaş döneminde ABD için plütonyum üretmek amaçlanmıştır. Reaktör tasarımı ve donanımlarının imalatı tamamen Kanada’da gerçekleştirilen NRU reaktörü 23 Temmuz 1957 tarihinde çalışmaya başlamıştır.

Ağır sulu NRX ve NRU reaktörleri günümüzde kullanılan CANDU reaktörlerinin teknolojik temelini oluşturan birçok araştırma ve geliştirme çalışmalarının gerçekleştirilmesini sağlamıştır. Özellikle NRU reaktöründe, reaktör çalışmakta iken yakıtın değiştirilebilmesi ile ilgili düzeneklerin (yakıt değiştirme makinesi) geliştirilmesinde önemli adımlar atılmıştır.

1952 yılında daha önceki nükleer çalışmalarla ilgili bütün sorumluluğu üzerine almak üzere Kanada Atom Enerjisi Limited Şirketi (AECL) oluşturulmuştur. Bu şirket 1954 yılında Atom Enerjisi Denetleme Kurulu’ndan ayrılarak Kanada’da nükleer çalışmaların bağımsız denetimi konusunda ilk önemli adım atılmıştır (nükleer çalışmaları yapanlarla bunların denetleyenlerin tam anlamıyla bağımsız olmasına ilişkin güvenlik prensibi).

1953 yılı sonunda Kanada’nın elektrik üretim şirketi Ontario Hydro ile AECL arasında, birlikte elektrik üretmek amacıyla ortaklaşa finansmanı sağlanacak pilot nükleer santraller kurma konusunda anlaşma sağlanmıştır. O yıllarda Kanada’da uranyum zenginleştirme teknolojisi bulunmadığından, Kanada’da önemli miktarlarda uranyum madenleri bulunduğundan ve önceki yıllarda ağır sulu reaktörler konusunda tecrübe kazanıldığından, bu geliştirme projesi için ağır su yavaşlatıcılı ve doğal uranyum yakıtlı reaktörler ilk tercih olarak belirlenmiştir. Bu kararın ardından elektrik üretim amacıyla prototip bir reaktörün geliştirilmesi çalışmalarına başlanmıştır.
 

1954 yılının ilk aylarında prototip reaktörün tasarım ve inşaat işlerini gerçekleştirmek amacıyla Kanada General Electric (CGE) şirketi seçilmiş ve çalışmalar iki grup halinde başlamıştır. Bir grup 20 MW elektrik kapasiteli küçük güçlü NPD adında prototip reaktörün üzerinde çalışırken, diğer bir grup da bu küçük üniteyi takip edecek 200 MW elektrik kapasiteli daha büyük bir reaktörün tasarımı üzerinde yoğunlaşmıştır.

Küçük güçlü NPD’nin tasarımında, daha önceki deneysel reaktörlerde olduğu gibi yakıt bölgesinin dikey bir basınç kabı içine yerleştirilmesi öngörülmüştür. NPD reaktörü 11 Nisan 1962’de tamamlanarak çalışmaya başlamıştır. Bu küçük reaktörde ağır sulu reaktör tasarımı ile ilgili birçok araştırma-geliştirme çalışması gerçekleştirilmiştir. NPD reaktörünün bir benzeri de 1960’lı yılların sonlarında Pakistan’da kurulmuştur (KANUPP reaktörü).

NPD çalışmalarına paralel olarak devam eden büyük güçlü reaktörün tasarımı sırasında, kullanılması gereken basınç kabının çok büyük olacağı görülmüştür. Dolayısıyla dev bir basınç kabı yerinde, RBMK’larda olduğu gibi basınç (yakıt) kanallarının kullanılmasına karar verilmiştir. Fakat basınç kanallarının RBMK’lardan farklı olarak yatay bir kabın içine yerleştirilmesi öngörülmüştür. Bu büyük çaplı reaktöre, 1858 yılında “Canada Döteryum Uranyum” kelimelerinin kısaltılmasından oluşan CANDU adı verilmiştir.

Büyük çaplı (200 MWe sınıfı) ünite çalışmalarına 24 Haziran 1959 tarihinde başlanmış ve reaktöre Douglas Point adı verilmiştir. Douglas Point ilk kez 15 Kasım 1966’da işletmeye alınmıştır. Dolayısıyla Douglas Point reaktörünü CANDU’nun ticari prototipi gözüyle değerlendirmek mümkündür.

Prototipin ardından ilk büyük çaplı ticari reaktörle ilgili çalışmalara başlanmıştır. Ticari reaktörün gücü 500 MW elektrik (500 MWe sınıfı) olarak belirlenmiştir. İlk ticari reaktör üniteleri Pickering-A 4 ünitelerinin inşasına 1966-68 yılları arasında başlanmış ve bu üniteler 1971-73 yılları arasında hizmete alınmıştır. 1970’li yılların ortalarından itibaren de Pickering-B’nin 4 ünitesinin inşası ile devam edilmiştir.

Kanada ayrıca 1960’lı yılların sonunda, 1970’li yılların başında Hindistan’a da CANDU reaktörleri satmaya başlamıştır. 200 MWe sınıfı Douglas Point’in benzerleri de 1960’lı yılların ortalarından itibaren Hindistan’da (Rajastan RAPP 1 ve 2) kurulmuştur. Rajastan RAPP 1 ünitesi 1972 yılında çalışmaya başlamış, fakat RAPP 2’in inşası devam ederken Hindistan’ın gerçekleştirdiği nükleer silah denemelerinin ardından, Kanada şirketleri çekilince, Hindistan RAPP 2 ünitesini kendi imkânlarıyla ancak 1980 yılında tamamlayabilmiştir. Hindistan, o ana kadar edindiği teknoloji ile kendi ağır-sulu reaktör geliştirme programını başlatmış ve kendine has düşük güçte ağır-sulu reaktörler geliştirmiştir.

1968 yılında devam etmekte olan Pickering çalışmalarına paralel olarak, 2 farklı tür CANDU daha geliştirilmeye başlanmıştır. Bunlardan ilki CANDU-9 olarak bilinen 900 MW elektrik sınıfı tasarımdır. İkincisi ise CANDU-6 olarak bilinen, 700 MW elektrik sınıfı, tek üniteler halinde inşa edebilmek amacıyla geliştirilen tasarımdır.

CANDU-9’lar ilk kez Douglas Point’in hemen yanına kurulmaya başlanmış ve bu santrale Bruce adı verilmiştir. Bruce A santralını 4 ünitesi 1977-79 yılları arasında hizmete alınmıştır. Bunu Bruce B’nin 4 ünitesi takip etmiştir. 1990-93 yılları arasında da son inşa edilen CANDU-9’lar olan Darlington santralının 4 ünitesi işletmeye alınmıştır.

1970’lı yılların başında, CANDU-6 tasarımı üzerinde çalışmalara da başlanmıştır. CANDU-6 tasarımında hem Pickering hem de CANDU-9’lardan elde edilen özelliklerin karışımı kullanılmıştır. Tek üniteler olarak kurulabilmeleri amaçlandığından CANDU-6’lara has koruma kabuğu geliştirilmiştir. CANDU-6 tasarımı Kanada, Arjantin, Kore, Romanya ve Çin’den sipariş alarak uluslararası piyasada da ilgi gören bir model olmuştur.

CANDU Tasarımı

CANDU reaktörleri de aynen diğer ticari reaktörlerde olduğu gibi reaktör ve türbin adalarından oluşmaktadır. Basitleştirilmiş bir CANDU reaktörü şeması yukarıdaki şekilde verilmiştir.

Reaktör bölgesi kalandriya adı verilen büyük yatay bir kazanın içinde bulunmaktadır. Kalandriya kazanı yavaşlatıcı olarak kullanılan ağır su ile doldurulmuştur. Bu kazanın içine uzun borular halinde yatay basınç (yakıt) kanalları yerleştirilmiştir. İlk nesil CANDU’larda 390 adet yakıt kanalı bulunurken, CANDU-6 modelinde 380 adet, CANDU-9 modelinde ise 480 adet yakıt kanalı kullanılmıştır (aşağıdaki basitleştirilmiş şekilde bu kanlardan sadece 4 tanesi gösterilmiştir.)

Basınç kanallarının içine yakıt demetleri yerleştirilmektedir. Soğutucu olarak kullanılan ağır su 25 kg/sn hızla bu yakıt kanallarından girerek, yakıtta oluşan enerji yardımıyla ısınmaktadır. Soğutucu ağır suyunun basınç kanalına giriş sıcaklığı yaklaşık 266 °C, çıkış sıcaklığı da 312 °C’dir. Isınan ağır su buhar üreteçlerine gönderilmektedir.

Bu birinci döngü suyu aynen PWR’larda olduğu gibi yüksek basınç altında olduğu için buharlaşmamaktadır. CANDU’larda birinci döngü suyunun basıncı 10 MPa’dır. Dolayısıyla CANDU’lar aynı zamanda bir çeşit basınçlı su reaktörüdür.
 

Buhar üreteçlerinde enerjisini ikinci döngüsüne aktaran soğutucu suyu, ana soğutucu suyu pompaları yardımıyla tekrar basınç kanallarına dönmektedir. Buharlaşan ikinci döngü suyu da elektrik üretiminde kullanılmak üzere türbin adasına gitmektedir.

Tipik bir CANDU–6 santral ünitesinin nükleer adası 1 kalandriya kazanı, 4 adet buhar üreteci, 4 adet ana soğutucu suyu pompası ve 1 adet basınçlandırıcı ve yakıt değiştirme makinesinden oluşmaktadır. CANDU–9 modelinde ise 8 adet buhar üreteci kullanılmaktadır.

CANDU’ların en kendine has bileşeni kalandriya kazanlarıdır. Kalandriya yatay silindir şeklinde dev bir kazandır. Bu dev kazanın çapı CANDU-6’larda 7.6 metre, CANDU-9’larda ise 8.5 metredir. Uzunluğu ise yaklaşık 6 metredir. Kalandriya kazanı çelikle güçlendirilmiş betonarme bir bölgenin içine yerleştirilmiştir. Görevleri arasında, yavaşlatıcı olarak kullanılan ağır suyu içinde barındırmak ve içinden yatay olarak geçen yakıt kanallarını tutarak bunlara yapısal destek sağlamaktır. Kalandriya aynı zamanda reaktör kalbi bölgesine ölçüm aygıtlarının ve diğer ekipmanların yerleştirildiği kılavuz kanallarınını da içermektedir. Kalandriyada sadece yatay basınç kanalları yüksek basınç altındadır. Bu kanalların dışında kalan bölgede basınç düşük bulunmaktadır.

CANDU’larda, ortaya çıkan enerjinin yaklaşık %4’ü, kalandriyayı dolduran yavaşlatıcı ağır suda ortaya çıktığından, yavaşlatıcın soğutulması gerekmektedir. Bu amaçla, yavaşlatıcı ağır su bir pompa yardımıyla kalandriya ile bir ısı-değiştiricisi arasında sürekli devridaim edilerek soğutulmaktadır.
 

CANDU’larda Yakıt

CANDU’larda yakıt demetleri doğal uranyumdan oluşmaktadır. Uranyum diyoksit peletler olarak imal edilmekte, bu peletlerden tipik olarak 30 tanesi 12 mm çapında ve 50 cm uzunluğunda uzunluğundaki Zirkaloy-4 alaşımından imal edilmiş borulara doldurularak yakıt çubukları elde edilmektedir.
 

CANDU-6 ve CANDU-9’larda yakıt çubuklarından 37 tanesi bir araya getirilerek 10 cm çapında ve 50 cm uzunluğunda silindir şeklinde kısa yakıt demetleri haline getirilmektedir (ilk nesil CANDU’larda her demette 28 adet yakıt çubuğu kullanılmıştır). CANDU’larda reaktör tasarımı geliştirildikçe, yakıt demetlerinin tasarımları da bazı değişiklikler göstermiştir.

CANDU-6 modelinde her yakıt yakanlında 12 adet, CANDU-9’larda ise 13 adet yakıt demeti bulunmaktadır. Bu demetler reaktörde ortalama 1 yıl süreyle kalmaktadır.
 

CANDU’larda reaktör tam güçteyken yakıt değiştirme işlemleri gerçekleştirilmektedir. Bu amaçla yakıt kanalının her iki ucuna yakıt değiştirme makinesi yapışmakta, uçlarındaki tıpalar makine tarafından çıkartıldıktan sonra, yeni yakıt kanalın bir ucundan itilirken, diğer ucundan kullanılmış yakıt çıkartılmaktadır. Normalde, yakıt değiştirme makinesi bir kanala bağlandığından yaklaşık 8 adet yakıt demeti değiştirilmektedir. Değişim tamamlandıktan sonra makine kanalların uçlarındaki tıpaları yerine yerleştirmekte ve sızıntı kontrolü gerçekleştirmektedir.
 

Günde genellikte 2 veya 3 yakıt kanalında yakıt değişimi yapılmakta ve yakıt değiştirme işlemleri yaklaşık 2.5 saat sürmektedir. Reaktördeki bir simülatör, yakıtların yanma durumunu hesaplamakta ve bir uzman bilgisayar yazılım sistemi hangi yakıt kanallarında yakıt değişimi yapılması gerektiğini günlük olarak belirlemektedir.

PHWR reaktörlerinin bazı kendilerin has avantajları bulunmaktadır. En önemli avantajı doğal uranyum kullanması, yakıtın zenginleştirme gerektirmemesi ve yakıt imalatının nispeten kolay olmasıdır. Diğer iyi özelliği tam güçte çalışırken yakıt değiştirme yapılabilmesi, yakıt değiştirmek için reaktörün kapatılmasına ihtiyaç bulunmamasıdır.

Dezvantajları arasında ağır su soğutucu ve yavaşlatıcı kullanılması bulunmaktadır. Ağır suyu üretmek zordur ve pahalıdır. Deniz suyunda %1'den çok daha az bulunan ağır suyun ayrıştırılarak çok yüksek saflıkta (ağırlık olarak %99.75) ağır su elde edilmesi büyük bir çaba gerekmektedir. CANDU’larda ayrıca ağır suyun içerdiği döteryum, nötronla reaksiyona girerek radyoaktif bir hidrojen izotopu olan triyuma dönüşmektedir. CANDU’larda radyoaktif trityumun kontrol altında tutulması gerekmektedir. Yakıt kanalları nedeniyle çok sayıda borudan oluşan karmaşık boru sistemlerine sahip bulunmaktadır. Ayrıca karmaşık bir yakıt değiştirme makinesinin her gün kullanılmasının gerekmesi. Bu da günlük reaktör işletimini daha zor hale getirmektedir. Diğer bir dezavantajı da aynen RBMK reaktörlerinde olduğu gibi pozitif boşluk katsayısına sahip bulunmasıdır.

CANDU reaktörlerinin sahip olduğu pozitif boşluk katsayısı nedeniyle iki adet farklı kapatma sistemi tasarıma eklenmiştir. Bu iki sistemden her biri, birbirlerinden bağımsız olarak reaktörü kapatabilmektedir. Birinci kapatma sistemi kadmiyum reaktör kapatma çubuklarından oluşmaktadır. Mekanik olarak hareket eden bu çubuklar kalandriyanın üzerinden, kendisi için ayrılmış kanallardan aşağıya doğru düşerek reaktörü kapatmaktadır. Kapatma çubuklarının sayısı CANDU-6’larda 28, CANDU-9’larda 30’dur. İkinci kapatma sistemi ise kalandriyanın yanından sıvı gadolinyum (nötron zehiri) enjeksiyon etmektedir. Enjeksiyon sistemlerinden CANDU-6’larda 6, CANDU-9’larda 7 adet bulunmaktadır.

CANDU reaktörlerinde ayrıca bu tasarıma özgü farklı kontrol sistemleri de bulunmaktadır. Bunlar ince ayar sıvı düzenleyici bölge kontrol sistemi, kaba ayar düzenleyici kontrol çubukları ve sabit kontrol çubuklarıdır.

Sıvı bölge kontrol sistemi, büyük kalandriya kabında düzgün güç üretimi sağlayabilmek için ince ayar düzenleyicileri olarak görev yapmaktadır. Bu amaçla kalandriyayı yukarıdan aşağıya doğru kesen 6 adet yatay boru yerleştirilmiştir. Merkeze yakın bölgeden geçen 2 boru 3 farklı bölmeye, çevresindeki diğer 4 boru da 2 farklı bölmeye ayrılmıştır. Böylece ayrı ayrı kontrol edilebilen toplam 14 bölme elde edilmiştir. Normal su, ağır sudan daha fazla nötron yuttuğundan, bu bölmelere su doldurulup-boşaltılarak, güç seviyesinde ince ayarlamalar yapılabilmektedir.

Daha büyük çaplı kontrol hamleleri için 4 adet kaba ayar düzenleyici kadmiyum kontrol çubukları kullanılmaktadır. Bunlar normal zamanlarda reaktörün dışında bulunmaktadır. İnce ayar yapan bölge kontrol sisteminin yetersiz kaldığı durumlarda bu kaba ayar çubukları devreye girerek, kalandriyanın üzerinden kendileri için ayrılmış kanallardan aşağıya doğru inmekte ve bölgesel güç üretimi kaba ayar kontrolünü sağlamaktadır. Bu çubuklar kapatma için kullanılan kontrol çubukları ile aynı özelliklere sahip bulunmaktadır.

Ayrıca birde yine kalandriyanın üzerinden girip aşağıya doğru inen düzenleyici (adjuster) sabit çubuklar da bulunmaktadır. Bu düzenleyiciler 3’lü gruplar olarak düzenlenmiştir ve toplam 21 adet paslanmaz çelik çubuktan oluşmaktadır. Ana görevi uzun vadeli bir şekilde kalandriya kabının merkezindeki güç üretimini bastırmak ve güç üretiminin kazanın bütün bölgelerinden düzgün bir şekle sahip olmasını sağlamaktır. Dolayısıyla, bu çubukların içerdiği nötron yutucuların dağılımları, dev reaktör kabının içindeki güç üretimi düzgün gerçekleşecek şekilde belirlenmektedir. Normal işletme sırasında kalandriyanın içine sokulu halde durmaktadır.

CANDU-9 tasarımı bazı ünitelerde, paslanmaz çelik kontrol çubukları yerine, zenginleştirilmiş uranyumdan imal edilmiş güçlendirici (booster) çubuklar kullanılmıştır. Fakat güçlendirici kontrol çubuklarının kullanımına daha sonraki tasarımlarda terk edilmiştir.

CANDU’larda ayrıca ilk çalıştırma veya uzun süreli kapalı halde kalma durumlarında, moderatöre bor veya gadolinyum nötron yutucuları da karıştırılmaktadır.

CANDU’lar acil durum kor soğutma sistemleri gibi diğer birçok güvenlik sistemi ile de donatılmıştır.