เครื่องปฏิกรณ์ CANDU ขั้นสูง ( ACR ) หรือACR-1000เป็น แบบจำลอง เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์รุ่นที่ 3+ ที่เสนอโดยบริษัท Atomic Energy of Canada Limited (AECL) โดยผสมผสานคุณสมบัติของเครื่องปฏิกรณ์น้ำหนักเบาความดัน (PHWR) CANDU ที่มีอยู่เข้ากับคุณสมบัติของ เครื่องปฏิกรณ์น้ำความดันระบายความร้อนด้วยน้ำเบา(PWR) โดยนำตัวหน่วงนิวตรอนน้ำหนักเบาจาก CANDU มาใช้ซึ่งทำให้การออกแบบมีประสิทธิภาพการใช้นิวตรอน ที่ดีขึ้นและสามารถเผาไหม้เชื้อเพลิงได้หลากหลายชนิด นอกจากนี้ยังเปลี่ยนวงจรระบายความ ร้อนด้วยน้ำหนักเบาเป็นวงจรระบายความร้อนด้วยน้ำเบาแบบทั่วไป ซึ่งช่วยลดต้นทุน ชื่อนี้หมายถึงกำลังการออกแบบที่อยู่ในระดับ 1,000 MWe โดยมีกำลังพื้นฐานอยู่ที่ประมาณ 1,200 MWe ^{[ 1 ]}

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ ACR-1000 ถูกนำเสนอเป็นทางเลือกที่มีราคาถูกกว่าเมื่อเทียบกับ CANDU 9 ซึ่งเป็นรุ่นขนาดใหญ่กว่าของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์พื้นฐานที่กำลังออกแบบอยู่ ACR มีขนาดใหญ่กว่าเล็กน้อย แต่มีต้นทุนการผลิตและการใช้งานที่ต่ำกว่า ข้อเสียคือมันไม่มีความยืดหยุ่นในการใช้เชื้อเพลิงเหมือนกับ CANDU รุ่นดั้งเดิม และจะไม่สามารถใช้ยูเรเนียมบริสุทธิ์ที่ไม่ผ่านการเสริมสมรรถนะได้อีกต่อไป อย่างไรก็ตาม นี่เป็นข้อเสียเล็กน้อยเมื่อเทียบกับต้นทุนที่ต่ำของการบริการเสริมสมรรถนะและเชื้อเพลิงโดยทั่วไป

AECL เสนอราคา ACR-1000 ในข้อเสนอต่างๆ ทั่วโลก แต่ไม่ชนะการประมูลใดๆ ข้อเสนอที่จริงจังครั้งสุดท้ายคือการขยายโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ดาร์ลิงตัน เป็นสองเครื่องปฏิกรณ์ แต่โครงการนี้ถูกยกเลิกในปี 2009 เมื่อราคาประเมินว่าสูงกว่างบประมาณที่รัฐบาลตั้งไว้ถึงสามเท่า เมื่อไม่มีโอกาสในการขายอื่นๆ ในปี 2011 แผนกออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ของ AECL จึงถูกขายให้กับSNC-Lavalinเพื่อให้บริการแก่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ CANDU ที่มีอยู่ การพัฒนา ACR จึงสิ้นสุดลง^{[ 2 ]}

การออกแบบ CANDU ดั้งเดิมใช้น้ำหนักมาก (heavy water)ทั้งเป็นสารลดความเร็วของนิวตรอนและสารหล่อเย็นสำหรับวงจรระบายความร้อนหลัก เชื่อกันว่าการออกแบบนี้จะส่งผลให้ต้นทุนการดำเนินงานโดยรวมต่ำลง เนื่องจากสามารถใช้ยูเรเนียมธรรมชาติเป็นเชื้อเพลิงได้ ทำให้ไม่จำเป็นต้องมีการเสริมสมรรถนะยูเรเนียม ในขณะนั้น เชื่อกันว่าจะมีเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์หลายร้อยหรืออาจถึงหลายพันเครื่องที่ใช้งานอยู่ภายในทศวรรษ 1980 และในกรณีนั้น ต้นทุนของการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมจะสูงมาก

นอกจากนี้ การออกแบบยังใช้ทั้งส่วนที่มีแรงดันและไม่มีแรงดัน โดยส่วนหลังเรียกว่า "คาลันเดรีย" ซึ่งเชื่อกันว่าจะช่วยลดต้นทุนการก่อสร้างเมื่อเทียบกับการออกแบบที่ใช้แกนที่มีแรงดันสูง แตกต่างจากการออกแบบเรือน้ำเบาทั่วไป CANDU ไม่จำเป็นต้องมีถังแรงดันขนาดใหญ่เพียงถังเดียว ซึ่งเป็นส่วนที่ซับซ้อนที่สุดส่วนหนึ่งของการออกแบบอื่นๆ การออกแบบนี้ยังช่วยให้สามารถเติมเชื้อเพลิงได้ในขณะที่กำลังทำงานอยู่ ซึ่งช่วยปรับปรุงปัจจัยด้านกำลังการผลิตซึ่งเป็นตัวชี้วัดสำคัญในประสิทธิภาพโดยรวม

อย่างไรก็ตาม การใช้ยูเรเนียมธรรมชาติก็หมายความว่าแกนปฏิกรณ์มีความหนาแน่นน้อยกว่าเมื่อเทียบกับการออกแบบอื่นๆ และมีขนาดโดยรวมใหญ่กว่ามาก คาดว่าต้นทุนที่เพิ่มขึ้นนี้จะถูกชดเชยด้วยต้นทุนด้านเงินทุนที่ลดลงในรายการอื่นๆ รวมถึงต้นทุนการดำเนินงานที่ลดลง ข้อแลกเปลี่ยนที่สำคัญคือต้นทุนของเชื้อเพลิง ในยุคที่เชื้อเพลิงยูเรเนียมเสริมสมรรถนะมีจำกัดและมีราคาแพง และคาดว่าราคาจะสูงขึ้นอย่างมากในช่วงทศวรรษ 1980

ในทางปฏิบัติ ข้อดีเหล่านี้ไม่ได้เกิดขึ้นจริง ต้นทุนเชื้อเพลิงที่คาดการณ์ไว้สูงนั้นไม่เคยเกิดขึ้นจริง เมื่อการก่อสร้างเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์หยุดชะงักที่ประมาณ 200 เครื่องทั่วโลก แทนที่จะเป็นหลายพันเครื่องตามที่คาดไว้ ต้นทุนเชื้อเพลิงกลับคงที่ เนื่องจากมีศักยภาพในการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมเพียงพอสำหรับปริมาณเชื้อเพลิงที่ใช้ สิ่งนี้ทำให้ CANDU ตกอยู่ในสถานการณ์ที่ไม่คาดคิด คือต้องทำการตลาดโดยเน้นที่การไม่จำเป็นต้องใช้การเสริมสมรรถนะยูเรเนียม และความเป็นไปได้ที่สิ่งนี้จะลดความเสี่ยงต่อ การแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์ ลง

ACR แก้ปัญหาต้นทุนการลงทุนสูงของการออกแบบ CANDU โดยหลักๆ แล้วใช้ เชื้อเพลิง ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำ (LEU) ซึ่งทำให้แกนปฏิกรณ์สามารถสร้างได้กะทัดรัดมากขึ้น ประมาณครึ่งหนึ่งของ CANDU ที่มีกำลังเท่ากัน นอกจากนี้ยังเปลี่ยนสารหล่อเย็นน้ำหนักมากในส่วนความดันสูงของคาแลนเดรียเป็นน้ำเบา ซึ่งช่วยลดปริมาณน้ำหนักมากที่ต้องการและต้นทุนของวงจรสารหล่อเย็นหลักได้อย่างมาก น้ำหนักมากจะยังคงอยู่ในส่วนความดันต่ำของคาแลนเดรีย ซึ่งโดยพื้นฐานแล้วจะอยู่กับที่และใช้เป็นเพียงตัวหน่วงนิวตรอนเท่านั้น

อุปกรณ์ ควบคุมปฏิกิริยาและ อุปกรณ์ ความปลอดภัยตั้งอยู่ภายในตัวหน่วงนิวตรอนความดันต่ำ นอกจากนี้ ACR ยังรวมเอาคุณลักษณะของการออกแบบ CANDU ไว้ด้วย ซึ่งรวมถึงการเติมเชื้อเพลิงขณะทำงานด้วย เชื้อเพลิง CANFLEX ; อายุการใช้งาน ของนิวตรอนฉับพลันที่ยาวนาน; การกักเก็บปฏิกิริยาที่น้อย; ระบบปิดระบบเพื่อความปลอดภัยที่รวดเร็วและเป็นอิสระสองระบบ; และระบบระบายความร้อนแกนกลางฉุกเฉิน

ชุดเชื้อเพลิงนี้เป็นแบบดัดแปลงมาจากแบบ CANFLEX 43 องค์ประกอบ (CANFLEX-ACR) การใช้เชื้อเพลิง LEU ที่มีองค์ประกอบตรงกลางดูดซับนิวตรอนช่วยลดค่าสัมประสิทธิ์ปฏิกิริยาของช่องว่างสารหล่อเย็นให้เหลือค่าลบเล็กน้อย นอกจากนี้ยังส่งผลให้การเผาไหม้เชื้อเพลิงสูงกว่าแบบ CANDU แบบดั้งเดิมอีกด้วย

การออกแบบ ACR-1000 ในปัจจุบันกำหนดให้มีระบบความปลอดภัยหลากหลายประเภท ซึ่งส่วนใหญ่เป็นระบบที่พัฒนาต่อยอดมาจากระบบที่ใช้ในการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ CANDU 6 เครื่องปฏิกรณ์ ACR แต่ละเครื่องจำเป็นต้องมี SDS1 และ SDS2 ออนไลน์และใช้งานได้อย่างสมบูรณ์ก่อนจึงจะสามารถทำงานที่ระดับพลังงานใดๆ ได้^{[ 3 ]}

ระบบหยุดการทำงานเพื่อความปลอดภัย 1 (SDS1): SDS1 ได้รับการออกแบบมาเพื่อยุติการทำงานของเครื่องปฏิกรณ์อย่างรวดเร็วและอัตโนมัติ แท่งดูดซับนิวตรอน (แท่งควบคุมที่หยุดปฏิกิริยาลูกโซ่ นิวเคลียร์ ) ถูกเก็บไว้ในช่องแยกต่างหากที่อยู่เหนือภาชนะเครื่องปฏิกรณ์ (คาลันเดรีย) โดยตรง และถูกควบคุมผ่านวงจรลอจิกสามช่อง เมื่อเส้นทางวงจร 2 ใน 3 เส้นทางใด ๆ ถูกเปิดใช้งาน (เนื่องจากการตรวจจับความจำเป็นในการหยุดเครื่องปฏิกรณ์ฉุกเฉิน) คลัตช์ที่ควบคุมด้วยกระแสตรงซึ่งยึดแท่งควบคุมแต่ละแท่งไว้ในตำแหน่งจัดเก็บจะถูกตัดกระแสไฟ ผลที่ได้คือ แท่งควบคุมแต่ละแท่งจะถูกใส่เข้าไปในคาลันเดรีย และความร้อนที่ปล่อยออกมาจากเครื่องปฏิกรณ์จะลดลง 90% ภายใน 2 วินาที

ระบบหยุดการทำงานเพื่อความปลอดภัย 2 (SDS2): _SDS2 ได้รับการออกแบบมาเพื่อยุติการทำงานของเครื่องปฏิกรณ์อย่างรวดเร็วและอัตโนมัติเช่น กัน สารละลาย แกโดลิเนียมไนเตรต (Gd(NO₃ ) _₃ ) ซึ่งเป็นของเหลวดูดซับนิวตรอนที่ช่วยหยุดปฏิกิริยาลูกโซ่นิวเคลียร์ จะถูกเก็บไว้ในช่องทางที่เชื่อมต่อกับชุดหัวฉีดแนวนอน หัวฉีดแต่ละอันมีวาล์วควบคุมด้วยระบบอิเล็กทรอนิกส์ ซึ่งทั้งหมดถูกควบคุมผ่านวงจรลอจิกสามช่องสัญญาณ เมื่อเส้นทางวงจร 2 ใน 3 เส้นทางใด ๆ ถูกเปิดใช้งาน (เนื่องจากการตรวจจับความจำเป็นในการหยุดเครื่องปฏิกรณ์ฉุกเฉิน) วาล์วเหล่านี้จะเปิดออก และสารละลาย Gd(NO₃ ₎ ₃ _จะถูกฉีดผ่านหัวฉีดเพื่อผสมกับของเหลวตัวหน่วงนิวตรอนน้ำหนักเบาในถังเครื่องปฏิกรณ์ (คาลันเดรีย) ผลที่ได้คือ ความร้อนที่ปล่อยออกมาจากเครื่องปฏิกรณ์จะลดลง 90% ภายใน 2 วินาที

ระบบน้ำสำรอง (RWS): ระบบ RWS ประกอบด้วยถังเก็บน้ำที่ตั้งอยู่บนที่สูงภายในอาคารเครื่องปฏิกรณ์ ระบบนี้จะจัดหาน้ำสำหรับใช้ในการระบายความร้อนของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบแอคทีฟ (ACR) ที่ประสบอุบัติเหตุสูญเสียสารหล่อเย็น (LOCA) นอกจากนี้ ระบบ RWS ยังสามารถจ่ายน้ำฉุกเฉิน (โดยการไหลตามแรงโน้มถ่วง) ไปยังเครื่องกำเนิดไอน้ำ ระบบตัวหน่วงนิวตรอน ระบบระบายความร้อนของเกราะป้องกัน หรือระบบถ่ายเทความร้อนของ ACR ใดๆ ก็ได้

ระบบจ่ายไฟฉุกเฉิน (EPS): ระบบ EPS ถูกออกแบบมาเพื่อจ่ายพลังงานไฟฟ้าที่จำเป็นให้กับแต่ละหน่วย ACR เพื่อให้สามารถปฏิบัติหน้าที่ด้านความปลอดภัยทั้งหมดได้ทั้งในสภาวะการทำงานปกติและสภาวะอุบัติเหตุ ระบบนี้ประกอบด้วยเครื่องกำเนิดไฟฟ้าสำรองที่ทนต่อแผ่นดินไหว แบตเตอรี่ และอุปกรณ์สวิตช์เกียร์จ่ายไฟ

ระบบน้ำหล่อเย็น (CWS): ระบบ CWS ทำหน้าที่จ่ายน้ำเบา (H₂O) ที่จำเป็นทั้งหมด_{เพื่อ}ทำหน้าที่เกี่ยวกับระบบความปลอดภัยทั้งหมด ทั้งในสภาวะการทำงานปกติและสภาวะอุบัติเหตุ ชิ้นส่วนที่เกี่ยวข้องกับความปลอดภัยทั้งหมดของระบบได้รับการรับรองด้านความทนทานต่อแผ่นดินไหวและมีส่วนประกอบสำรอง

ระบบ ACR มีอัตราการใช้กำลังการผลิต ตลอดอายุการใช้งานที่วางแผนไว้ มากกว่า 93% ซึ่งบรรลุได้ด้วยความถี่ในการหยุดซ่อมบำรุงตามแผนทุกๆ สามปี โดยมีระยะเวลาการหยุดซ่อมบำรุงตามแผน 21 วัน และการหยุดซ่อมบำรุงโดยไม่คาดคิด 1.5% ต่อปี การแบ่งส่วนแบบควอดแรนต์ช่วยให้มีความยืดหยุ่นสำหรับการบำรุงรักษาและการจัดการการหยุดซ่อมบำรุงขณะใช้งาน นอกจากนี้ ระบบทดสอบความปลอดภัยอัตโนมัติระดับสูงยังช่วยลดต้นทุนอีกด้วย

Bruce Powerพิจารณา ACR ในปี 2007 เพื่อนำไปใช้ในแคนาดาตะวันตก ทั้งเพื่อการผลิตไฟฟ้าหรือเพื่อการผลิตไอน้ำสำหรับใช้ในการแปรรูปทรายน้ำมันในปี 2011 Bruce Power ตัดสินใจไม่ดำเนินการต่อในโครงการนี้^{[ 4 ]}

ในปี 2551 จังหวัดนิวบรันสวิกยอมรับข้อเสนอสำหรับการศึกษาความเป็นไปได้สำหรับ ACR-1000 ที่Point Lepreauซึ่งนำไปสู่การเสนอราคาอย่างเป็นทางการโดย Team Candu ซึ่งประกอบด้วย AECL, GE Canada , Hitachi Canada, Babcock & Wilcox Canada และ SNC-Lavalin Nuclear ซึ่งเสนอให้ใช้ ACR-1000 ขนาด 1085 MWe การเสนอราคานี้ไม่มีความคืบหน้าใดๆ ต่อมาถูกแทนที่ด้วยการเสนอราคาในช่วงกลางปี ​​2553 โดย Areva ซึ่งการเสนอราคานี้ก็หมดอายุลงเช่นกัน^{[ 2 ]}

AECL ทำการตลาด ACR-1000 ซึ่งเป็นส่วนหนึ่งของกระบวนการออกแบบทั่วไปของสหราชอาณาจักร แต่ถอนตัวออกไปในเดือนเมษายน พ.ศ. 2551 ซีอีโอ Hugh MacDiarmid กล่าวว่า "เราเชื่อมั่นอย่างยิ่งว่าแนวทางที่ดีที่สุดของเราที่จะทำให้ ACR-1000 ประสบความสำเร็จในตลาดโลกคือการมุ่งเน้นไปที่การสร้างความสำเร็จในประเทศของเราเป็นอันดับแรก" ^{[ 5 ]}

ACR-1000 ถูกส่งเป็นส่วนหนึ่งของคำขอเสนอราคา (RFP) ของออนแทรีโอสำหรับการติดตั้ง Darlington B ในที่สุด AECL เป็นบริษัทเดียวที่ยื่นข้อเสนออย่างเป็นทางการ โดยมีโรงไฟฟ้า ACR-1000 สองเครื่องปฏิกรณ์ ข้อเสนอดังกล่าวกำหนดให้ต้องพิจารณาเหตุการณ์ไม่คาดฝันทั้งหมดสำหรับเวลาและงบประมาณที่เกินกำหนดในแผนงาน ข้อเสนอราคาที่ได้คือ 26 พันล้านดอลลาร์สำหรับกำลังการผลิตรวม 2,400 MWe หรือมากกว่า 10,800 ดอลลาร์ต่อกิโลวัตต์ ซึ่งสูงกว่าที่คาดไว้ถึงสามเท่า และถูกเรียกว่า "สูงอย่างน่าตกใจ" เนื่องจากเป็นข้อเสนอเดียว กระทรวงพลังงานและโครงสร้างพื้นฐานจึงตัดสินใจยกเลิกโครงการขยายในปี 2552 ^{[ 6 ]}

ในปี 2554 เนื่องจากไม่มีโอกาสในการขายเหลืออยู่ รัฐบาลแคนาดาจึงขายแผนกเครื่องปฏิกรณ์ของ AECL ให้กับSNC-Lavalinในปี 2557 SNC ประกาศความร่วมมือกับChina National Nuclear Corporation (CNNC) เพื่อสนับสนุนการขายและการก่อสร้างเครื่องปฏิกรณ์ CANDU ที่มีอยู่เดิม ซึ่งรวมถึงแผนการใช้เครื่องปฏิกรณ์ CANDU-6 สองเครื่องในโครงการรีไซเคิลภายใต้ชื่อ Advanced Fuel CANDU Reactor (AFCR) ^{[ 7 ] [ 8 ]}อย่างไรก็ตาม แผนเหล่านี้ไม่ได้ดำเนินการต่อ ต่อมา SNC และ CNNC ประกาศความร่วมมือเกี่ยวกับเครื่องปฏิกรณ์น้ำหนักเบา (Heavy-Water Reactor) ซึ่งใช้เทคโนโลยี CANDU เดิมเป็นพื้นฐาน และไม่เกี่ยวข้องกับเครื่องปฏิกรณ์น้ำหนักเบาขั้นสูง (Advanced Heavy-Water Reactor)ที่กำลังพัฒนาในอินเดีย^{[ 9 ]}

• เครื่องปฏิกรณ์แบบท่อแคโรไลนาส์-เวอร์จิเนีย - ต้นแบบเครื่องปฏิกรณ์น้ำหนักเบาที่ใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียม-235 ประมาณ 2%
• ดีไซน์ Gen III อื่นๆ
  • อีพีอาร์
  • เอพี1000
  • อีเอสบีดับบลิวอาร์
  • เอบีดับบลิวอาร์
  • ยูเอส-เอพีดับเบิลยูอาร์
  • วีเวอร์-1200

• คณะกรรมการความปลอดภัยทางนิวเคลียร์ของแคนาดา
• สมาคมนิวเคลียร์แคนาดา
• สมาคมนิวเคลียร์แคนาดา