1 Progresele înregistrate în domeniul nuclear, care au cumulat cu descoperirea în 1938 de cǎtre Hann Meinter Strassmann a reacţiei de fisiune în lanţ, au condus la punerea în funcţiune la 2 decembrie 1942, în timpul celui de al doilea rǎzboi mondial, a primului reactor nuclear, de cǎtre E. Fermi, la Chicago (S.U.A.). Consecinţele imprevizibile alee acestei descoperiri au avut ca prim rezultat construirea bombei atomice şi efectuarea primei explozii nucleare experimentale în anul 1945, de cǎtre S.U.A., în New Mexico, urmatǎ de desoperirea reacţiilor termonucleare şi a bombei atomice cu hidrogen.
Construirea reactorilor nucleari şi posibilitatea de a utiliza aceste instalaţii pentru a produce energie electricǎ în cantitate mare, au transferat apoi problema protecţiei contra radiaţiilor şi odatǎ cu aceasta şi problema protecţiei contra radiaţiilor, în plin domeniu industrial şi economic.
Creşterea necontenitǎ a numǎrului de reactori nucleari şi a puterii acestora necesitǎ aplicarea unor mǎsuri de securitate pentru a evita eventualele accidente şi consecinţele lor ca de exemplu cel de la Windscale, Anglia, în octombrie 1957 când au fost eliminate în mod accidental în atmosferǎ importante substanţe radioactive care au produs contaminarea solului, a producţiei agricole şi a apei potabile din întreaga regiune.
Reactorul nuclear reprezintǎ o instalaţie complexǎ în care se desfǎşoarǎ controlat, în regim critic, reacţia nuclearǎ de fisiune în lanţ.
Un reactor nuclear se compune din: zona activǎ, materialele de susţinere, reflectorul de neutroni, barele de reglare şi control, fluidul de rǎcire şi blindajul de protecţie biologicǎ a personalului care lucreazǎ în acest loc. De asemenea, reactorul este prevǎzut cu o serie de canale de iradiere experimentalǎ, prin care se introduc diferite ţinte ce se expun reacţiilor nucleare date.


Reactorul este format dintr-un ansamblu cilindric din oţel-inox (calandria) plasat într-o structurǎ de beton placat cu oţel care asigurǎ protecţia termicǎ şi rǎcirea. Calandria conţine apa grea ca moderator, mecanisme de control al reactivitǎţii şi 380 canale de combustibil. Canalele de combustibil care conţin combustibil şi apa grea folositǎ ca agent de rǎcire, sunt amplasate în tuburi mai mari în calandria.
Calandria este susţinutǎ de protecţii de capat între zona acivǎ a reactorului şi zona de funcţionare a maşinii de încǎrcat combustibil. Reactorul este încǎrcat cu uraniu natural sub formǎ de pastile de UO2. Treizeci de pastile puse cap la cap sunt conţinute într-o teacǎ din aliaj de zirconiu (Zircaloy) formând un element combustibil.
Transmutaţiile radioactive naturale precum şi reacţii nucleare produse artificial, prin reacţii de fisiune nuclearǎ au ca rezultat degajarea unor mari cantitǎţi de energie pe unitatea de masǎ a substanţei cu care reacţioneazǎ.
Posibilitatea utilizǎrii energiei nucleare s-a realizat o datǎ cu descoperirea fisiunii nucleare şi procedeul obţinerii reacţiei în lanţ. Reacţia nuclearǎ continuǎ şi reglabilǎ se realizeazǎ în reactori nucleari.
În reactoare se utilizeazǎ  . Condiţia necesarǎ pentru decurgerea reacţiei nucleare în lanţ este masa suficientǎ de uraniu din reactor.
Neutronii care se formeazǎ în procesul reacţiei nucleare, pot ieşi prin suprafaţa uraniului afarǎ şi participǎ la dezvoltarea reacţiei în lanţ.
Pentru ca tracţiunea se aceşti neutroni sǎ fie micǎ, în comparaţie cu volumul lui, trebuie ca masa uraniului din reactor sǎ fie suficient de mare şi sǎ depǎşeascǎ o anumitǎ masǎcriticǎ. Pe de altǎ parte, pentru ca reacţia sǎ nu decurgǎ prea violent, trebuie reglat numǎrul de neutroni, nepermiţându-I sǎ creascǎ prea mult. Aceastase realizeazǎ printr-o absorţie a neutronilor termici excedentǎri cu ajutorul unor elemente ca borul (B) şi cadmiul (Cd).





- spaţiul în care sunt aşezate blocurile de uraniu ( ) şi de moderatori (de obicei, grafit) –A;
- reflectorul de neutroni care au pǎrǎsit spaţiul în care se desfǎşoarǎ reacţia B;
- strat de protecţie care protejeazǎ spaţiul înconjurǎtor de acţiunea radiaţiilor emise în timpul desfǎşurǎrii reacţiei nucleare C;
- bare de cadmiu (Cd) sau bor (B) D şi E sunt introduse în volumul A şi încetinesc reacţia de fisiune nuclearǎ. Introducerea barelor se face în mod automat, imediat ce puterea reacţiei nucleare depǎşeşte o anumitǎ limitǎ. Apa este folositǎ pentru rǎcirea blocurilor de uraniu, iar aburul rezultat din fierberea apei pune în mişcare turbina unui generator electric care produce energie electricǎ.

Sistemul de reglare al reactorului

Acest sistem controleazǎ putereareactorului în limite specifice şi asigurǎ îndeplinirea cerinţelor centralei. De asemenea monitorizeazǎ distribuţia puterii în zona activǎ pentru a optimiza puterea pe fascicul şi pe canal.



Sistemul de manipulare pe fascicul a combustibilui

Sistemul de manipulare a combustibilului realimenteazǎ reactorul cu fascicule de combustibil proaspǎt în timpul funcţionǎrii normale a reactorului; acest sistem este proiectat sǎ funcţioneze la toate nivelel de putere a reactorului. Deasemenea, sistemul asigurǎ depozitarea temporarǎ a combustibilului proaspǎt şi iradiat.



  Masina de incarcat /descarcat



Fasciculele de combustibil sunt împinse în canalul reactorului de cǎtre o maşinǎ de încǎrcat combustibil, situatǎ la capǎtul opus al canalului de combustibil. Combustibilul iradiat este apoi transferat într-un bazin de stocare plin cu apǎ aflat în clǎdirea serviciilor, lângǎ clǎdirea reactorului.



Sistemul de transport al cǎldurii

Sistemul de transport al cǎldurii circulǎ agentul de rǎcire presurizat (D2O) prin canale de combustibil pentru a extrage cǎldura produsǎ prin fisiunea uraniului.
Cǎldura este transportatǎ de cǎtre agentul de rǎcire la cele patru generatoare de abur identice.
Sunt prevǎzute doua bucle de circulaţie, fiecare rǎcind câte o jumǎtate din zona activǎ. Generatorul de abur şi pompele de circulaţie sunt plasate la fiecare capǎt al reactorului astfel încât în jumǎtate din zona activǎ, debitul este direcţionat într-un sens iar în cealaltǎ jumǎtate, în sens opus. Presurizatorul menţine presiunea în circuitul de rǎcire la o valoare relativ ridicatǎ. Fluidul de rǎcire este circulat în permanenţǎ în timpul funcţionǎrii reactorului, pe durata opririi şi în perioada de întreţinere.

Sistemul Moderator

Neutronii produşi prin reacţia de fisiune sunt moderaţi (încetiniţi) de apa grea (D2O) din calandria. Apa grea este circulatǎ prin sistemul moderator pentru rǎcire, purificare şi controlul substanţelor folosite pentru reglarea reactivitǎţii.
Apa grea din calandria acţioneazǎ ca o sursǎ rece într-un eveniment de pierdere a agentului de rǎcire, fapt ce ar coincide cu indisponibilitatea sistemului de rǎcire la avarie a zonei active.

Sistemul generator de abur şi apa de alimentare

Sistemul generator de abur transferǎ cǎldura din apa grea (D2O) folositǎ ca agent de rǎcire, apei uşoare(H2O) pentru formarea aburului, care duce la turbo-generator. Sistemul generator de apǎ de alimenatare proceseazǎ aburul condensat venit de la turbinǎ şi îl trimite la turbo-generator.
 

Turbina tip CANDU constǎ dintr-un corp de înaltǎ presiune dublu flux şi trei corpuri de joasǎ presiune în dublu flux care esapeazǎ în trei corpuri de condensor.

Zona activǎ

Reprezintǎ partea principalǎ a unui reactor nucler, în care se realizeazǎ reacţia de fisiune în lanţ. Aici se gaseşte atât combustibil nuclear cât şi moderatorul, care se pot afla într-un amestec intim (reactor omogen) sau pot fi separaţi (reactorul eterogen).
Materialul combustibil nuclear este reprezentat prin izotopii  fisionabili sub neutroni termici (  ;  ; şi  ) sau sub neutroni rapizi (  ;  ;  etc.) şi se gaseşte în formǎ metalicǎ sau în diferite combinaţii chimice: oxizi, carburi, sǎruri etc.ale acelui metal. El poate fi în stare solidǎ, respectiv în stare elementarǎ sau de dioxid, sub formǎ de bare, ţevi sau plǎci, imbrǎcate intr-un materail (teacǎ) de protecţie, sub formǎ de soluţii de sǎruri de uraniu sau plutonil (azotaţi, sulfaţi) dizolvate în apǎ sau apǎ grea, care se circulǎ prin zona activǎ, sau sub formǎ gazoasǎ, de obicei un amestec de UF6+F2, care se circulǎ asemǎnǎtor cu combustibilii nucleari lichizi. Combustibilul cel mai utilizat în reactoarele nucleare este uraniul natural cu conţinutde 0.7%  , sub formǎ metalicǎ. În reactoarele cu apǎ sub presiune (REP) se utilizeazǎ uraniu îmbogǎţit cu 3%  , sub formǎ de dioxid, UO2.
Materialele structurale care intrǎ în constucţia zonei active a reactorului au rolul sǎ susţinǎ materialele fisionabile sub formǎ de teci sau mantale, ori fiind utilizate la confecţionarea valvelor şi a diverselor macanisme. Ele trebuie sǎ aibǎ secţiune eficace de capturǎ neutronicǎ micǎ, sǎ fie refractate şi sǎ aibǎ conductibilitate termicǎ bunǎ. Prntre materialele folosite în acest scop se numǎrǎ: aluminiul, aliajele de aluminiu cu magneziul, zirconiul, aliajul zircalloy etc.

 Reflectorul

Înconjoarǎ zona activǎ a unui reactor şi este alcǎtuit dintr-un material cu proprietatea de a reflecta puternic neutronii şi a reduce pierderile prin suprafaţa reactorului  în mediul înconjurǎtor. Aceste materiale trebuie sǎ aibǎ o mare putere de difuziune şi slabe proprietǎţi absorbante pentru neutroni. La reactoarele termice, reflectoarele sunt de obicei o extindere a moderatoarelor (grafit, oxid de beriliu) dincolo de zona acivǎ, iar la cele cu neutroni rapizi sunt formate din toriu sau uraniu natural.


Fluidul de rǎcire (agentul termic)

Are sarcina de a trece prin zona activǎ „inima” reactorului şi de a evacua cǎldura eliberatǎ în urma reacţiilor nucleare de fisiune şi a radiaţiilor care o însoţesc, pentru a menţine un anumit nivel energetic şi de a împiedica încǎlzirea excesivǎ şi topirea materialelor structurale. Agentul termic trebuie sǎ aibǎ o secţiune eficace micǎ de absorţie a neutronilor, sǎ nu se activeze, sǎ reziste la acţiunea radiaţiilor, sǎ aibǎ temperatura de topire cât mai coborâtǎ şi temperatura de fierbere cât mai inaltǎ, sǎ nu fie toxic, corosiv şi exploziv şi sǎ aibǎ un coeficient mare de transfer de cǎldurǎ.

1 Unele constante fizice caracteristice materialelor structurale

Elementul
chimic    Secţiunea
eficace pt
capturǎ
neutroni ter-
mici(barni)
    Punctul de
topire
Co    Conductibilitatea
termica la 200C
W/mK    Caldurǎ
specificǎ
KJ/kgK    Coeficientul
de dilatare
linearǎ la 200
C K-1    Densitatea la
200C,
Kg/m3
Be
Mg
Zr
Al
Nb
Fe
Mo
Cr
Ni
V
W
Ta    0.009
0.063
0.185
0.232
1.15
2.55
2.65
3.10
4.43
5.04
18.50
21.10    1285
650
1845
660.2
2468
1539
2622
1875
1455
1710
3410
2996    159.1
157.4
20.9
210.6
55.3
75.4
134.0
67.0
67.0
31.0
167.5
54.4    1.800(200C)
1.047(250C)
0.335(200C)
0.871(200C)
0.272(00C)
0.437(200C)
0.247(00C)
0.465(250C)
0.448(250C)
0.605(200C)
0.137(200C)
1.151(200C)    11.6۰10-6
25.8۰10-6
6.11۰10-6
23.8۰10-6
7.2۰10-6
11.7۰10-6
5.1۰10-6
6.2۰10-6
13.3۰10-6
8.3۰10-6
4.98۰10-6
6.10۰10-6    1848
1740
6510
2699
857
786
10220
7190
8900
6110
19300
16600

Agenţii termici în stare gazoasǎ (He, CO2, aerul) se utilizeazǎ în reactoarele cu uraniu natural, iar cei

lichizi (apa, apa grea) se folosesc  în reactoarele cu uraniu îmbogǎţit. De asemenea, se utilizeazǎ metale

sau sǎruri care se topesc uşor. Dintre metalele se menţioneazǎ: sodiul, potasiul, litiul, mercurul,

plumbul şi bismutul, iar dintre sǎruri: NaF+BeF2, NaF+LiF, LiF+BeF2 care se topesc uşor, fiind

caracterizate printr-o mare putere de înamagazinare a cǎldurii.


Materialele de reglare a puterii reactoarelor

Se remarcǎ prin secţiune eficace de capturǎ a neutronilor foarte mare. Prin introducerea sau scoaterea

din zonǎ activǎ, ele regleazǎ funcţionarea reactorelor nucleare, iar în caz de accidente le poate opri

instantaneu. Printre materialele cele mai utilizate în acest scop, sub formǎ de bare, se aflǎ aliajele sau

unele combinaţii de bor, cadmiu sau hafniu.





Sistemul de reglaj şi control al reacţiei în lanţ

Acest sistem în regim critic, ce decurge în recatorul nuclear, este alcǎtuit din materiale care au valori

mari pentru secţiunea eficace de capturǎ a neutronilor. Sistemul respectiv, sub formǎ de bare, trbuie sǎ

asigure modalitatea de declanşare şi oprire automatǎ a reacţiei nuclearede fisiune în lanţ, menţinând-o

în limite staţionare. Ca materiale pentru reglaj şi control de fisiune înlǎnţuitǎ se apeleazǎ la elementele:

bor, cadmiu, argint, indiu, xenon şi hafniu.

Ecrane de protecţie biologicǎ

Datoritǎreacţiilor de fisiune, a proceselor de dezintegrare radioactivǎ a produşilor de fisiune şi a altor

elemente radioactive, în reactoarele nuclear existǎ o cantitate enormǎ de radiaţii nucleare complexe,

formate din neutroni, radiaţii α, β şi γ. Dintre toate aceste radiaţii, cea mai mare putere de pǎtrundere o

au radiaţiile γ şi neutronii. Pentru a împiedica ieşirea lor din reactor, zona activǎ se înconjoarǎ cu

materiale de protecţie denumite ecrane biologice. Pentru ecranarea neutonilor se folosesc substanţe

moderatoare (apǎ, grafit) cǎptuşite cu oţeluri, ciment şi sticle cu bor etc. Radiaţiile β şi γ se ecraneazǎ

cu ajutorul diverselor betoane grele şi metale ca fierul şi plumbul. Straturile de apǎ de dimensiuni

determinate formeazǎ un material de protecţie foarte avantajos.


Protecţia reactorului

Este realizatǎ din beton precomprimat, plumb, oţel şi parafinǎ. Primele trei materiale alcǎtuiesc blindajul

de protecţie a personalului contra radiaţiilor alfa, bea şi gamma, neutronii fiind absorbiţi de parafinǎ. În

cazul reactorului nuclear tip „piscinǎ”, în loc de parafinǎ, în vederea reţinerii neutronilor, se

întrebuinţeazǎ apa.
Mǎsurile de protecţie care se iau în cazul funcţionǎrii reactorului nuclear au în vedere urmǎtoarele

aspecte:
•    realizarea unei protecţii eficiente contra tuturor radiaţiilor nucleare, astfel ca personalul care

lucreazǎ în clǎdirea respectivǎ sǎ nu fie expus unei doze peste cea maximǎ admisǎ;
•    prevenirea contaminǎrii accidentale a atmosferei şi a mediului înconjurǎtor prin produsele de

fisiune gazoase sau uşor volatile;
•    stocarea în siguranţǎ pentru biosferǎ a tuturor deşeurilor radioactive.
O mǎsurǎ a epuizǎrii materialului combustibil nuclear din reactor, în urma reacţiei în lanţ, este redatǎ

prin fluxul integrat al neutronilor (în neutroni/cm2۰s) ce au produs fisiunea şi care este dat de relaţia:
 =
Totodatǎ, mǎsura epuizǎrii unui combustibil supus acţiunii fluxului de neutroni un timp t , cu

desfǎşurarea reacţiei în lanţ, poate fi exprimatǎ şi prin intermediul parametrului intitulat grad de ardere.

Aceasta este definit fie ca energie specificǎ eliberatǎ din reacţia în lanţ (MWzi/tU), sau prin proporţia

de nuclee fisionate din cele existente iniţial, ori prin numǎrul de acte elementare de fisiune pe unitatea de

volum al nuclidului  iradiat cu neutroni.
Dat fiind faptul cǎ doar aproximativ 95% din cantitatea totalǎ de energie eliberatǎ din procesul de

fisiune (Ef) se transmite în exterior sub formǎ de cǎldurǎ, puterea degajatǎ de un reactor nuclear de

volum VR este datǎ de relaţia:
P=0.95EfVRΦΣf

în care: Σf este secţiunea eficace macroscopicǎ de fisiune. În urma fisionǎrii unei cantitǎţi m (în Kg) de

nuclid    , reactorul nuclear degajǎ o putere ( în W) ce se stabileşte cu relaţia:

P=3.82۰10-8Φm


Reactoarele de putere CANDU-PHWR sunt constituite din uraniu natural sub formǎ de pelete de

dioxid (UO2), având ca moderator şi fluid de rǎcire apa grea sub presiune, care la intrarea în

schimbǎtorul de cǎldurǎ are 3000C.
Un reactor de tip CANDU (Canadian Deuterium Uranium) furnizat de firma Atomic Energyof Canada

Limited este schiţat în fig.1. Notaţiile din aceastǎ figurǎ reprezintǎ: 1-pastile de UO2, în fascicolul de

bare de ardere; 2-tuburi de presiune; 3-moderator; 4 şi 7-dispozitive mecanice de alimentare continuǎ

cu combustibilul nuclear fǎrǎ oprirea reactorului; 5 şi 8-rezervoare de apǎ grea; 6-circuit de rǎcire bare

de ardere; 9-bare de susţinere şi 10-incinta reacorului nuclear.
Reactorul CANDU este un reactor cu neutroni termici şi are o putere instalatǎ mai micǎ decât cea a

reactorilor BWR şi PWR. Materialul combustibil nuclear este uraniul natural (cu 0.72%  ) sub formǎ

de pastile de UO2 aşezate în teci de zircaloy-4, care alcǎtuiesc barele de ardere. Apa grea înalt

îmbogǎţitǎ în deuteriu este utilizatǎ atât a moderator cât şi ca agent de rǎcire.
Avantajul utilizǎrii apei grele pentru moderarea neutronilor rapizi este acela cǎ, din cauza secţiunii mici

de capturǎ a neutronilor termici pe care o are, va conduce implicit la o economie de neutroni în incinta

reactorului, ceea ce face caşi uraniul natural neîmbogǎţit sǎ fie folosi cu succes drept combustibil

fisionabil, favorizând automenţinerea reacţiei în lanţ în regim critic. Pe de altǎ parte, nuclidul   se

transformǎ în izotopul fisionabil  , iar cantitatea de plutoniu produsǎ într-un astfel de reactor termic

(reproducǎtor), moderat cu apǎ grea este de douǎ ori mai mare decât în cazul reactorului moderat cu

apǎ uşoarǎ.
Vasul reactorului este un rezervor cilindric orizontal, umplut cu apǎ grea, care este strǎbǎtut de câteva

sute de tuburi de aluminiu aşezate în poziţie orizontalǎ, aşa-zisele tuburi de presiune. În interiorul

tuburilor de presiune se aflǎ elementele combustibile nucleare alcǎtuitedin bare de ardere cu dioxid de

uraniu.
Apa grea va prelua cǎldura degajatǎ în urma reacţiei nucleare de fisiune în lanţ, cedând-o apoi apei

uşoare într-un sistem de schimbǎtoare de cǎldurǎ. Aici rezultǎ abur sub presiune, care va antrena

turbina respectivǎ cu producere de curent electric în generatorul de electricitate adiacent.
Pe lângǎ obţinerea de  , reactorul CANDU poate fi folosit pentru furnizarea unui alt lichid fisionabil,  ,

cu un factor de transformare apreciabil (de 0.9), dacǎ încǎrcǎtura iniţialǎ de combustibil nuclear

conţine un amestecintim de UO2/ThO2 sau PuO2/ThO2. O altǎ caracteristicǎ pozitivǎ a unui reactor

CANDU o reprezintǎ gradul mare de siguranţǎ în funcţionare, în comparaţie cu ceilalţi reactori nucleari

energetici.
Dezavantajele unui reactor CANDU sunt legate în primul rând de costul mult mai ridicat decât cel al

reatorilor BWR şi PWR, din cauza instalaţiei mai complexe şi pentru cǎ necesitǎ mari cantitǎţi dde apǎ

deuteralǎ, mult îmbogǎţitǎ în deuteriu, scumpǎ din punct de vedere financiar. Totodatǎ, prin captura

de neutroni, deuteriul se transformǎ în tritiu deuterat (TD), într-o cantitateapreciabilǎ. Dacǎ nu se iau

mǎsuri eficiente de menţinere totalǎ a tritiului radioactiv, se poate produce contaminarea biosferei cu

acest izotop supergreu al hidrogenului, cu efecte negative asupra ecologiei mediului ambiant.









FUNCŢIONAREA REACTORULUI NUCLEAR

Combustibilul utilizat in reactoarele nucleare este alcatuit in principal din nucleele a doi izotopi si

anume:   si  . Cand un neutron termic patrunde intr-un nucleu de uraniu-235 are loc o reactie de fisiune,

adica nucleul se despica in doua fragmente cu energie mare. In urma acestei reactii sunt eliberati si alti

neutroni de mare energie si radiatii gama. Neutronii termici care patrund in   produc , care in cele din

urma se dezintegreaza in plutoniu-239. Reactorul nuclear functioneaza cu combustibil format din   în

proportie mai mare de 0,7%, cat este concentratia minereului natural.Neutronii rapizi nu sunt tot atat de

capabili de a produce fisiunea si de aceea sunt incetiniti prin niste bariere de apa sau grafit pana cand,

prin ciocniri succesive devin termici si pot provoca o noua serie de fisiuni, dand nastere astfel unei

reactii in lant autointretinute. Cantitatea de combustibil variaza intre 100 tone si cateva sute de tone.

PROTECŢIA TIP CANDU
1.    Are sisteme de securitate redundante;
2.    Zona activǎ are detectori cu triplǎ redundanţǎ (logica de declanşare „doi din trei”);
3.    Are douǎ sisteme de oprire conceptual şi fizic separate (unul cu bare de oprire rapide şi

celǎlalt cu injecţie sub înaltǎ presiune de otravǎ lichidǎ). Fiecare sistem este capabil sǎ opreascǎ

reactorul rapid în 2 secunde dupǎ un accident de tip LOCA ( Loss of Coolant Accident- accident de

pierdere a agentului de rǎcire)- accidentul de bazǎ de proiect în filozofia de securitate CANDU, fǎrǎ a

se acorda nici un credit intervenţiei operatorului.
4.    Include sisteme cu trǎsǎturi de securitate nuclearǎ pasivǎ (adicǎ acee sisteme care nu

necesitǎ surse exterioare de enrgie pentru acţionare, folosind diverse procese naturale cum ar fi

destinderea unui gaz sub presiune, cǎderea gravitaţionalǎ, etc.
5.    Subdiviziunea zonei active în douǎ bucle termohidraulice şi sute de tuburi de presiune în

fiecare buclǎ, localizând LOCA în regiuni restrânse ale zonei active, reducând astfel efectul reactivitǎţii

asupra desfǎşurǎrii LOCA;
6.    Existenţa unui volum mare de inventar de moderator la temperaturǎ scǎzutǎ (cca 600) şi

presiune scǎzutǎ, care înconjoarǎ zona activǎ şi poae acţiona ca o sursǎ rece care preia cǎldura

excesivǎ în scenariile unui LOCA, reducând la un nivel neglijabi riscurile unei topiri a zonei active. La

rândul lui, moderatorul este înconjurat de un rezervor- chesonul calandriei- plin cu apǎ (folosit ca

protecţie biologicǎ şi termicǎ); care şi el poate servi ca o sursǎ rece suplimentarǎ în cazulunui accident

sever;
7.    Cinetica neutronicǎ a apei grele este cu câteva ordine de mǎrime mai „înceatǎ” decât a celei

cu apǎ uşoarǎ (ca la reactorii PWR- reactori cu apǎ su presiune), reducând discontinuitatea dintre

comportamentul cinetic imediat şi cel întârziat, în final fǎcând controlul mai uşor.
8.    Criticalitatea unui fascicul de combustibil CANDU în apa uşoarǎ este imposibilǎ, evitând în

acest fel îngrijorǎrile pentru un accident sever care trebuie analizate însǎ la un reator tip PWR. Mai

mult pentru cageometria unei zoe active CANDU este aproape de ideal din punct de vedere al

reactivitǎţii, orice modificare a ei în condiţii de accident sever, asigurǎ oprirea reacţiei în lanţ;
9.    Încǎrcarea sub sarcinǎ înseamnǎ cǎ distribuţia de putere atinge un echilibu în cca un an de

la pornirea reactorului şi rǎmâne practic neschimbatǎ pe întreaga duratǎ de viaţǎ a reactorului. Acest

lucru simplificǎ enorm analizele comportament a zonei active în condiţii de accident.
10.    Încǎrcarea sub presiune permite detectarea combustibilului defect şi îndepǎrtarea lui din

zona activǎ, reducând contaminarea agentului primar şi simplificând întreţinerea;
11.    Poziţionarea generatorilor de abur deasupra zonei active permite termoşifonarea naturalǎ

(circulaţia naturalǎ datoritǎ diferenţei de densitate a agentului primar), care poate ajuta la îndepǎrtarea

cǎldurii reziduale, dacǎ sistemul de rǎcire la oprire nu funcţioneazǎ; deasemenea numǎrul mare de ţevi

cu diametru mic (fiderii) din circuitul primar acţioneazǎ ca un „radiator” în aceste condiţii.
Filozofia de securitate a reactorilor CANDU este bazatǎ pe principiul „protecţiei în adâncime”, care

include redundaţa (folosirea a cel puţin douǎ componente sau sisteme funcţionale, diferite pentru

aceiaşi funcţie), separarea (folosind bariere şi/sau distanţarea componentelor sau sistemelor pentru

aceiaşi funcţie) şi protecţia (calificarea la mediu şi la cutremur a sistemelor de securitate nuclearǎ);

aceastǎ filozofie este aplicatǎ pentru întreaga centralǎ, de la sistemul de reglaj al reactorului, sistemele

speciale de securitate a centralei, sistemele de control de proces şi sistemele de alimentare cu energie

elecricǎ. Aceastǎ filozofie este înglobatǎ şi în sistemul camerei de comandǎ secundare, care este o

camerǎ de control al reacorului de rezervǎ ( calificatǎ la cutremur) capabilǎ sǎ opreascǎ în condiţii

sigure reactorul. Sistemul de reglare al reactorului este parte a sistemului de control computerizat

responsabil de controlul nivelului şi presiunii în generatorii de abur, presiunea în circuitul primar şi

declanşarea turbinei. Sistemul include douǎ calculatoare de proces identice, fiecare fiind rezerva

„caldǎ” a celuilalt.