Reator CANDU - CANDU reactor
O CANDU ( Canada Deuterium Uranium ) é um reator canadense de água pesada pressurizada usado para gerar energia elétrica. A sigla se refere ao seu moderador de óxido de deutério ( água pesada ) e seu uso de combustível de urânio (originalmente natural ) . Os reatores CANDU foram desenvolvidos pela primeira vez no final dos anos 1950 e 1960 por uma parceria entre a Atomic Energy of Canada Limited (AECL), a Hydro-Electric Power Commission de Ontário , a Canadian General Electric e outras empresas.
Houve dois tipos principais de reatores CANDU, o projeto original de cerca de 500 MW e que se destinava a ser usado em instalações de multi-reatores em grandes usinas, e o CANDU 6 racionalizado na classe 600 MW e que foi projetado para ser usado em unidades autônomas ou em pequenas plantas com várias unidades. CANDU 6 unidades foram construídas em Quebec e New Brunswick , bem como Paquistão, Argentina, Coréia do Sul, Romênia e China. Um único exemplo de design não CANDU 6 foi vendido para a Índia. O projeto de várias unidades foi usado apenas em Ontário , Canadá, e cresceu em tamanho e potência à medida que mais unidades foram instaladas na província, atingindo ~ 880 MW e nas unidades instaladas na Estação de Geração Nuclear de Darlington . Um esforço para racionalizar as unidades maiores de uma forma semelhante ao CANDU 6 levou ao CANDU 9 .
No início dos anos 2000, as perspectivas de vendas dos designs originais da CANDU estavam diminuindo devido à introdução de designs mais novos de outras empresas. A AECL respondeu cancelando o desenvolvimento do CANDU 9 e mudando para o projeto do reator avançado CANDU (ACR). O ACR não conseguiu encontrar nenhum comprador; sua última venda potencial foi para uma expansão em Darlington, mas foi cancelada em 2009. Em outubro de 2011, o governo federal canadense licenciou o projeto CANDU para a Candu Energy (uma subsidiária integral da SNC-Lavalin ), que também adquiriu o antigo reator divisão de desenvolvimento e marketing da AECL na época. A Candu Energy oferece serviços de suporte para sites existentes e está concluindo instalações anteriormente paralisadas na Romênia e na Argentina por meio de uma parceria com a China National Nuclear Corporation . A SNC Lavalin, a sucessora da AECL, está buscando novas vendas do reator CANDU 6 na Argentina (Atucha 3), bem como na China e na Grã-Bretanha. O esforço de vendas para o reator ACR terminou.
Em 2017, uma consulta com a indústria levou a Natural Resources Canada a estabelecer um "Roteiro de SMR" visando o desenvolvimento de pequenos reatores modulares . Em resposta, a SNC-Lavalin desenvolveu uma versão 300 MW e SMR do CANDU, o CANDU SMR , que começou a destacar em seu site. Em 2020, o CANDU SMR não foi selecionado para mais trabalho de design para um projeto de demonstração canadense. A SNC-Lavalin ainda está planejando comercializar um SMR de 300 MW, em parte devido à demanda projetada devido à mitigação das mudanças climáticas .
Design e operação
- Pacote de combustível
- Calandria (núcleo do reator)
- Hastes de ajuste
- Reservatório de água pesada
- Gerador de vapor
- Bomba de água leve
- Bomba de água pesada
- Máquinas de abastecimento
- Moderador de água pesada
- Tubo de pressão
- Vapor indo para turbina a vapor
- Água fria retornando da turbina
- Edifício de contenção feito de concreto armado
A operação básica do projeto CANDU é semelhante a outros reatores nucleares. As reações de fissão no núcleo do reator aquecem a água pressurizada em um circuito de resfriamento primário . Um trocador de calor , também conhecido como gerador de vapor , transfere o calor para um circuito de resfriamento secundário , que alimenta uma turbina a vapor com um gerador elétrico acoplado a ela (para um ciclo termodinâmico típico de Rankine ). O vapor de exaustão das turbinas é então resfriado, condensado e devolvido como água de alimentação ao gerador de vapor. O resfriamento final geralmente usa água de resfriamento de uma fonte próxima, como um lago, rio ou oceano. As novas usinas CANDU, como a Darlington Nuclear Generating Station, perto de Toronto , Ontário , usam um difusor para espalhar a água quente de saída em um volume maior e limitar os efeitos no meio ambiente. Embora todas as fábricas CANDU até hoje tenham usado o resfriamento de ciclo aberto, os projetos modernos da CANDU são capazes de usar torres de resfriamento.
O projeto CANDU difere da maioria dos outros projetos nos detalhes do núcleo físsil e do circuito de resfriamento primário. O urânio natural consiste em uma mistura de principalmente urânio-238 com pequenas quantidades de urânio-235 e vestígios de outros isótopos. A fissão nesses elementos libera nêutrons de alta energia , que podem fazer com que outros átomos de 235 U no combustível também sofram fissão. Este processo é muito mais eficaz quando as energias dos nêutrons são muito mais baixas do que as reações liberam naturalmente. A maioria dos reatores usa alguma forma de moderador de nêutrons para diminuir a energia dos nêutrons, ou " termalizá- los", o que torna a reação mais eficiente. A energia perdida pelos nêutrons durante esse processo de moderação aquece o moderador, e esse calor é extraído para gerar energia.
A maioria dos projetos de reatores comerciais usa água normal como moderador. A água absorve parte dos nêutrons, o suficiente para que não seja possível manter a reação em andamento no urânio natural. CANDU substitui essa água "leve" por água pesada . O nêutron extra da água pesada diminui sua capacidade de absorver o excesso de nêutrons, resultando em uma melhor economia de nêutrons . Isso permite que o CANDU funcione com urânio natural não enriquecido ou urânio misturado com uma ampla variedade de outros materiais, como plutônio e tório . Este era um dos principais objetivos do design CANDU; operando com urânio natural, o custo do enriquecimento é removido. Isso também apresenta uma vantagem em termos de proliferação nuclear , pois não há necessidade de instalações de enriquecimento, que também podem ser utilizadas para armas.
Calandria e design de combustível
Em projetos convencionais de reator de água leve (LWR), todo o núcleo físsil é colocado em um grande vaso de pressão . A quantidade de calor que pode ser removida por uma unidade de refrigerante é uma função da temperatura; ao pressurizar o núcleo, a água pode ser aquecida a temperaturas muito maiores antes de ferver , removendo assim mais calor e permitindo que o núcleo seja menor e mais eficiente.
Construir um vaso de pressão do tamanho necessário é um desafio significativo e, na época do projeto do CANDU, a indústria pesada do Canadá não tinha a experiência e a capacidade necessárias para fundir e usinar vasos de pressão do reator do tamanho necessário. Este problema é amplificado pela menor densidade físsil do combustível de urânio natural, que requer um núcleo de reator maior. Esse problema era tão grave que mesmo o vaso de pressão relativamente pequeno originalmente planejado para uso no NPD antes de seu reprojeto no meio da construção não podia ser fabricado internamente e teve que ser fabricado na Escócia. O desenvolvimento doméstico da tecnologia necessária para produzir vasos de pressão do tamanho necessário para reatores de energia moderada de água pesada em escala comercial era considerado muito improvável.
Em CANDU, os feixes de combustível estão contidos em tubos de metal muito menores com cerca de 10 cm de diâmetro. Os tubos são então contidos em um recipiente maior contendo água pesada adicional agindo puramente como um moderador. Este vaso, conhecido como calandria, não é pressurizado e permanece em temperaturas muito mais baixas, facilitando sua fabricação. Para evitar que o calor dos tubos de pressão vaze para o moderador circundante, cada tubo de pressão é colocado em um tubo de calandria. O gás dióxido de carbono no espaço entre os dois tubos atua como um isolante. O tanque moderador também atua como um grande dissipador de calor que fornece um recurso de segurança adicional .
Em um projeto convencional com núcleo pressurizado, o reabastecimento do sistema exige que o núcleo seja desligado e o vaso de pressão seja aberto. Devido ao arranjo usado no CANDU, apenas o tubo único sendo reabastecido precisa ser despressurizado. Isso permite que o sistema CANDU seja continuamente reabastecido sem desligar, outro objetivo importante do projeto. Em sistemas modernos, duas máquinas robóticas se conectam às faces do reator e abrem as tampas de um tubo de pressão. Uma máquina empurra o novo combustível, por meio do qual o combustível esgotado é empurrado para fora e coletado na outra extremidade. Uma vantagem operacional significativa do reabastecimento online é que um feixe de combustível com defeito ou vazando pode ser removido do núcleo depois de localizado, reduzindo assim os níveis de radiação no circuito de resfriamento primário.
Cada feixe de combustível é um cilindro montado a partir de tubos finos cheios de pellets cerâmicos de combustível de óxido de urânio (elementos de combustível). Em projetos mais antigos, o feixe tinha 28 ou 37 elementos de combustível de meio metro de comprimento, com 12 a 13 desses conjuntos dispostos de ponta a ponta em um tubo de pressão. O pacote CANFLEX mais recente tem 43 elementos de combustível, com dois tamanhos de elemento (portanto, a classificação de potência pode ser aumentada sem derreter os elementos de combustível mais quentes). Tem cerca de 10 centímetros (3,9 pol.) De diâmetro, 0,5 metros (20 pol.) De comprimento, pesa cerca de 20 quilogramas (44 lb) e se destina a substituir o feixe de 37 elementos. Para permitir que os nêutrons fluam livremente entre os feixes, os tubos e feixes são feitos de zircaloy transparente para nêutrons ( zircônio + 2,5% em peso de nióbio ).
Objetivo de usar água pesada
O urânio natural é uma mistura de isótopos , principalmente urânio-238 , com 0,72% de urânio físsil -235 por peso. Um reator visa a uma taxa constante de fissão ao longo do tempo, onde os nêutrons liberados pela fissão causam um número igual de fissões em outros átomos físseis . Esse equilíbrio é conhecido como criticidade . Os nêutrons liberados nessas reações são bastante energéticos e não reagem prontamente (são "capturados") com o material físsil circundante. Para melhorar essa taxa, eles devem ter sua energia moderada , idealmente para a mesma energia dos próprios átomos de combustível. Como esses nêutrons estão em equilíbrio térmico com o combustível, eles são chamados de nêutrons térmicos .
Durante a moderação, ajuda a separar os nêutrons e o urânio, já que 238 U tem uma grande afinidade para nêutrons de energia intermediária (absorção de "ressonância"), mas só é facilmente fissionado pelos poucos nêutrons energéticos acima de ≈1,5–2 MeV . Uma vez que a maior parte do combustível é geralmente 238 U, a maioria dos projetos de reatores são baseados em barras de combustível finas separadas por moderador, permitindo que os nêutrons viajem no moderador antes de entrar no combustível novamente. Mais nêutrons são liberados do que o necessário para manter a reação em cadeia; quando o urânio-238 absorve apenas o excesso, o plutônio é criado, o que ajuda a compensar o esgotamento do urânio-235. Eventualmente, o acúmulo de produtos de fissão que são ainda mais absorventes de nêutrons do que 238 U retarda a reação e exige reabastecimento.
A água leve é um excelente moderador: os átomos leves de hidrogênio têm massa muito próxima à de um nêutron e podem absorver muita energia em uma única colisão (como uma colisão de duas bolas de bilhar). O hidrogênio leve também é bastante eficaz na absorção de nêutrons e sobrará muito poucos para reagir com a pequena quantidade de 235 U no urânio natural, evitando a criticidade. Para permitir a criticidade, o combustível deve ser enriquecido , aumentando a quantidade de 235 U para um nível utilizável. Em reatores de água leve , o combustível é tipicamente enriquecido entre 2% e 5% 235 U (a fração restante com menos 235 U é chamada de urânio empobrecido ). Instalações de enriquecimento são caras para construir e operar. Eles também são uma preocupação de proliferação , pois podem ser usados para enriquecer o 235 U muito mais, até material adequado para armas (90% ou mais 235 U). Isso pode ser remediado se o combustível for fornecido e reprocessado por um fornecedor aprovado internacionalmente .
A principal vantagem do moderador de água pesada em relação à água leve é a absorção reduzida dos nêutrons que sustentam a reação em cadeia, permitindo uma menor concentração de átomos ativos (a ponto de usar combustível de urânio natural não enriquecido). O deutério ("hidrogênio pesado") já possui o nêutron extra que o hidrogênio leve absorveria, reduzindo a tendência de capturar nêutrons. O deutério tem o dobro da massa de um único nêutron (versus o hidrogênio leve, que tem aproximadamente a mesma massa); a incompatibilidade significa que mais colisões são necessárias para moderar os nêutrons, exigindo uma espessura maior de moderador entre as barras de combustível. Isso aumenta o tamanho do núcleo do reator e o vazamento de nêutrons. É também a razão prática para o projeto do calandria, caso contrário, um vaso de pressão muito grande seria necessário. A baixa densidade de 235 U no urânio natural também implica que menos combustível será consumido antes que a taxa de fissão caia muito para sustentar a criticidade, porque a proporção de 235 U para produtos de fissão + 238 U é menor. No CANDU, a maior parte do moderador está em temperaturas mais baixas do que em outros designs, reduzindo a propagação das velocidades e a velocidade geral das partículas do moderador. Isso significa que a maioria dos nêutrons terminará com uma energia mais baixa e terá maior probabilidade de causar fissão, então CANDU não apenas "queima" urânio natural, mas o faz de maneira mais eficaz também. No geral, os reatores CANDU usam 30–40% menos urânio extraído do que os reatores de água leve por unidade de eletricidade produzida. Esta é uma grande vantagem do projeto de água pesada; não só requer menos combustível, mas como o combustível não precisa ser enriquecido, é muito mais barato.
Uma outra característica única da moderação de água pesada é a maior estabilidade da reação em cadeia . Isso se deve à energia de ligação relativamente baixa do núcleo de deutério (2,2 MeV), levando a alguns nêutrons energéticos e especialmente os raios gama quebrando os núcleos de deutério para produzir nêutrons extras. Ambas as gamas produzidas diretamente pela fissão e pela decomposição dos fragmentos da fissão têm energia suficiente, e as meias-vidas dos fragmentos da fissão variam de segundos a horas ou mesmo anos. A resposta lenta desses nêutrons gerados por gama atrasa a resposta do reator e dá aos operadores mais tempo em caso de emergência. Como os raios gama viajam por metros através da água, uma taxa aumentada de reação em cadeia em uma parte do reator produzirá uma resposta do resto do reator, permitindo que vários feedbacks negativos estabilizem a reação.
Por outro lado, os nêutrons da fissão são completamente desacelerados antes de chegarem a outra barra de combustível, o que significa que os nêutrons levam mais tempo para ir de uma parte do reator para a outra. Assim, se a reação em cadeia acelerar em uma seção do reator, a mudança se propagará lentamente para o resto do núcleo, dando tempo para responder em uma emergência. A independência das energias dos nêutrons do combustível nuclear utilizado é o que permite essa flexibilidade de combustível em um reator CANDU, uma vez que todo feixe de combustível experimentará o mesmo ambiente e afetará seus vizinhos da mesma forma, seja o material físsil urânio-235 , urânio-233 ou plutônio .
O Canadá desenvolveu o projeto moderado por água pesada na era pós- Segunda Guerra Mundial para explorar a energia nuclear, mas sem acesso a instalações de enriquecimento. Os sistemas de enriquecimento da era da guerra eram extremamente caros para construir e operar, enquanto a solução de água pesada permitia o uso de urânio natural no reator experimental ZEEP . Um sistema de enriquecimento muito mais barato foi desenvolvido, mas os Estados Unidos classificaram o trabalho no processo mais barato de centrifugação de gás . O CANDU foi projetado para usar urânio natural.
Características de segurança
O CANDU inclui vários recursos de segurança ativa e passiva em seu design. Alguns deles são um efeito colateral do layout físico do sistema.
Os projetos CANDU têm um coeficiente de vazio positivo , bem como um pequeno coeficiente de potência, normalmente considerado ruim no projeto do reator. Isso implica que o vapor gerado no refrigerante aumentará a taxa de reação, o que, por sua vez, geraria mais vapor. Esta é uma das muitas razões para a massa mais fria do moderador na calandria, já que mesmo um sério incidente de vapor no núcleo não teria um grande impacto no ciclo de moderação geral. Somente se o próprio moderador começar a ferver, haverá algum efeito significativo, e a grande massa térmica garante que isso ocorrerá lentamente. A resposta deliberadamente "lenta" do processo de fissão em CANDU permite que os controladores tenham mais tempo para diagnosticar e lidar com os problemas.
Os canais de combustível só podem manter a criticidade se forem mecanicamente sólidos. Se a temperatura dos feixes de combustível aumentar a ponto de ficarem mecanicamente instáveis, seu layout horizontal significa que eles se dobrarão sob a gravidade, mudando o layout dos feixes e reduzindo a eficiência das reações. Como o arranjo original do combustível é ideal para uma reação em cadeia e o combustível de urânio natural tem pouco excesso de reatividade, qualquer deformação significativa interromperá a reação de fissão entre os pellets. Isso não interromperá a produção de calor a partir da decomposição do produto de fissão, que continuaria a fornecer uma saída de calor considerável. Se esse processo enfraquecer ainda mais os feixes de combustível, o tubo de pressão em que eles estão se dobrará o suficiente para tocar o tubo de calandria, permitindo que o calor seja transferido com eficiência para o tanque moderador. A embarcação moderadora possui uma capacidade térmica considerável por si só e normalmente é mantida relativamente fria.
O calor gerado pelos produtos da fissão seria inicialmente de cerca de 7% da potência total do reator, o que requer um resfriamento significativo. Os projetos CANDU possuem diversos sistemas de resfriamento de emergência, além de capacidade limitada de autobombeamento por meios térmicos (o gerador de vapor está bem acima do reator). Mesmo no caso de um acidente catastrófico e derretimento do núcleo , o combustível não é crítico em água leve. Isso significa que resfriar o núcleo com água de fontes próximas não aumentará a reatividade da massa de combustível.
Normalmente, a taxa de fissão é controlada por compartimentos de água leve chamados controladores de zona líquida, que absorvem o excesso de nêutrons, e por hastes ajustadoras, que podem ser aumentadas ou diminuídas no núcleo para controlar o fluxo de nêutrons. Eles são usados para operação normal, permitindo que os controladores ajustem a reatividade através da massa de combustível, já que diferentes partes normalmente queimariam em taxas diferentes dependendo de sua posição. As hastes de ajuste também podem ser usadas para diminuir ou interromper a criticidade. Como essas hastes são inseridas na calandria de baixa pressão, não nos tubos de combustível de alta pressão, elas não seriam "ejetadas" pelo vapor, um problema de projeto para muitos reatores de água pressurizada.
Existem também dois sistemas independentes de desligamento de segurança de ação rápida. As hastes de desligamento são mantidas acima do reator por eletroímãs e caem sob a gravidade no núcleo para encerrar rapidamente a criticidade. Este sistema funciona mesmo em caso de falha total de energia, pois os eletroímãs apenas mantêm as hastes fora do reator quando há energia disponível. Um sistema secundário injeta uma solução absorvente de nêutrons de nitrato de gadolínio de alta pressão na calandria.
Ciclo de combustível
Um projeto de água pesada pode sustentar uma reação em cadeia com uma concentração menor de átomos físseis do que os reatores de água leve, permitindo o uso de alguns combustíveis alternativos; por exemplo, " urânio recuperado " (RU) de combustível LWR usado. CANDU foi projetado para urânio natural com apenas 0,7% 235 U, então o urânio reprocessado com 0,9% 235 U é um combustível rico. Isso extrai mais 30–40% de energia do urânio. O reator Qinshan CANDU na China usou urânio recuperado. O processo DUPIC ( uso direto de combustível PWR gasto em CANDU ) em desenvolvimento pode reciclá-lo mesmo sem reprocessamento. O combustível é sinterizado no ar (oxidado), depois em hidrogênio (reduzido) para quebrá-lo em um pó, que é então transformado em pellets de combustível CANDU.
Os reatores CANDU também podem gerar combustível do tório, mais abundante . Isso está sendo investigado pela Índia para tirar proveito de suas reservas naturais de tório.
Ainda melhor do que os LWRs , o CANDU pode utilizar uma mistura de urânio e óxidos de plutônio ( combustível MOX ), o plutônio de armas nucleares desmontadas ou combustível de reator reprocessado. A mistura de isótopos no plutônio reprocessado não é atraente para armas, mas pode ser usada como combustível (em vez de ser simplesmente lixo nuclear), enquanto o consumo de plutônio para armas elimina o perigo de proliferação. Se o objetivo é explicitamente utilizar plutônio ou outros actinídeos do combustível irradiado, então, combustíveis de matriz inerte especiais são propostos para fazer isso de forma mais eficiente do que MOX. Como não contêm urânio, esses combustíveis não produzem plutônio extra.
Economia
A economia de nêutrons de moderação de água pesada e controle preciso de reabastecimento on-line permitem que CANDU use uma ampla gama de combustíveis além de urânio enriquecido, por exemplo, urânio natural, urânio reprocessado, tório , plutônio e combustível LWR usado. Dada a despesa de enriquecimento, isso pode tornar o combustível muito mais barato. Há um investimento inicial em toneladas de água pesada 99,75% pura para preencher o núcleo e o sistema de transferência de calor. No caso da usina de Darlington, os custos liberados como parte de um pedido de liberdade de informação colocaram o custo noturno da usina (quatro reatores totalizando 3.512 MW e capacidade líquida) em $ 5,117 bilhões CAD (cerca de US $ 4,2 bilhões no câmbio do início da década de 1990 cotações). Os custos de capital totais, incluindo juros, foram de CAD $ 14,319 bilhões (cerca de US $ 11,9 bilhões), com a água pesada respondendo por $ 1,528 bilhão, ou 11%, disso.
Uma vez que a água pesada é menos eficiente do que a água leve na redução da velocidade de nêutrons, CANDU precisa de uma proporção maior de moderador para combustível e um núcleo maior para a mesma saída de energia. Embora um núcleo baseado em calandria seja mais barato de construir, seu tamanho aumenta o custo de recursos padrão como o edifício de contenção . Geralmente, a construção e as operações de usinas nucleares representam ≈65% do custo total de vida; para CANDU, os custos são dominados ainda mais pela construção. Abastecer CANDU é mais barato do que outros reatores, custando apenas ≈10% do total, então o preço geral por kWh de eletricidade é comparável. O reator CANDU avançado (ACR) de próxima geração atenua essas desvantagens por ter refrigerante de água leve e usar um núcleo mais compacto com menos moderador.
Quando introduzidos pela primeira vez, os CANDUs ofereciam um fator de capacidade muito melhor (proporção da energia gerada em relação ao que seria gerado operando na potência máxima, 100% do tempo) do que os LWRs de geração semelhante. Os projetos de água leve gastam, em média, cerca de metade do tempo sendo reabastecidos ou mantidos. Desde a década de 1980, melhorias dramáticas no gerenciamento de interrupções LWR reduziram a lacuna, com várias unidades alcançando fatores de capacidade de ~ 90% e mais, com um desempenho geral da frota de 92% em 2010. Os reatores CANDU 6 de última geração têm um 88-90 % CF, mas o desempenho geral é dominado pelas unidades canadenses mais antigas com CFs na ordem de 80%. As unidades reformadas apresentam historicamente um desempenho ruim, da ordem de 65%. Desde então, isso melhorou com o retorno das unidades Bruce A1 e A2 à operação, que têm fatores de capacidade pós-reforma de 82% e 88%, respectivamente.
Algumas fábricas CANDU sofreram estouros de custo durante a construção, muitas vezes de fatores externos, como ação governamental. Por exemplo, uma série de atrasos de construção impostos levaram a quase o dobro do custo da Estação de Geração Nuclear de Darlington, perto de Toronto, Ontário. Problemas técnicos e reprojetos adicionaram cerca de outro bilhão ao preço resultante de US $ 14,4 bilhões. Em contraste, em 2002, dois reatores CANDU 6 em Qinshan, na China, foram concluídos dentro do cronograma e do orçamento, uma conquista atribuída ao rígido controle sobre o escopo e o cronograma.
Não proliferação nuclear
Em termos de salvaguardas contra a proliferação de armas nucleares , os CANDUs atendem a um nível de certificação internacional semelhante a outros reatores. O plutônio para a primeira detonação nuclear da Índia, a Operação Buda Sorridente em 1974, foi produzido em um reator CIRUS fornecido pelo Canadá e parcialmente pago pelo governo canadense usando água pesada fornecida pelos Estados Unidos. Além de seus dois reatores PHWR, a Índia possui alguns reatores de água pesada pressurizada (PHWRs) protegidos com base no projeto CANDU e dois reatores de água leve protegidos fornecidos pelos EUA. O plutônio foi extraído do combustível irradiado de todos esses reatores; A Índia depende principalmente de um reator militar projetado e construído pela Índia, chamado Dhruva . Acredita-se que o projeto seja derivado do reator CIRUS, com o Dhruva sendo ampliado para uma produção mais eficiente de plutônio. Acredita-se que é esse reator que produziu o plutônio para os mais recentes (1998) testes nucleares da Operação Shakti na Índia .
Embora a água pesada seja relativamente imune à captura de nêutrons, uma pequena quantidade de deutério se transforma em trítio dessa forma. Este trítio é extraído de algumas fábricas CANDU no Canadá, principalmente para melhorar a segurança em caso de vazamento de água pesada. O gás é armazenado e usado em uma variedade de produtos comerciais, notadamente em sistemas de iluminação "impotentes" e dispositivos médicos. Em 1985, o que então era o Ontario Hydro gerou polêmica em Ontário devido aos seus planos de vender trítio aos Estados Unidos. O plano, por lei, envolvia vendas apenas para aplicações não militares, mas alguns especularam que as exportações poderiam ter liberado trítio americano para o programa de armas nucleares dos Estados Unidos. As demandas futuras parecem superar a produção, em particular as demandas das gerações futuras de reatores de fusão experimentais como o ITER . Entre 1,5 e 2,1 kg de trítio foram recuperados anualmente na instalação de separação de Darlington em 2003, do qual uma pequena fração foi vendida.
A série de testes da Operação Shakti de 1998 na Índia incluiu uma bomba de cerca de 45 kt de rendimento que a Índia afirmou publicamente ser uma bomba de hidrogênio. Um comentário improvisado na publicação BARC Heavy Water - Properties, Production and Analysis parece sugerir que o trítio foi extraído da água pesada nos reatores CANDU e PHWR em operação comercial. Janes Intelligence Review cita o presidente da Comissão Indiana de Energia Atômica como admitindo a usina de extração de trítio, mas se recusando a comentar sobre seu uso. A Índia também é capaz de criar trítio de forma mais eficiente por irradiação de lítio-6 em reatores.
Produção de trítio
O trítio , 3 H, é um isótopo radioativo do hidrogênio , com meia-vida de 12,3 anos. É produzido em pequenas quantidades na natureza (cerca de 4 kg por ano globalmente) por interações de raios cósmicos na alta atmosfera. O trítio é considerado um radionuclídeo fraco devido às suas emissões radioativas de baixa energia ( energia da partícula beta até 18,6 keV). As partículas beta viajam 6 mm no ar e só penetram na pele até 6 micrômetros. A meia-vida biológica do trítio inalado, ingerido ou absorvido é de 10 a 12 dias.
O trítio é gerado no combustível de todos os reatores; Os reatores CANDU geram trítio também em seu refrigerante e moderador, devido à captura de nêutrons no hidrogênio pesado. Parte desse trítio escapa para a contenção e geralmente é recuperado; uma pequena porcentagem (cerca de 1%) escapa da contenção e é considerada uma emissão radioativa de rotina (também maior do que a de um LWR de tamanho comparável). A operação responsável de uma planta CANDU, portanto, inclui o monitoramento do trítio no ambiente circundante (e a publicação dos resultados).
Em alguns reatores CANDU, o trítio é extraído periodicamente. As emissões típicas das fábricas CANDU no Canadá são inferiores a 1% do limite regulatório nacional, que se baseia nas diretrizes da Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) (por exemplo, a concentração máxima permitida de água potável para trítio no Canadá, 7.000 Bq / L, corresponde a 1/10 do limite de dose do ICRP para membros do público). As emissões de trítio de outras fábricas CANDU são igualmente baixas.
Em geral, há uma controvérsia pública significativa sobre as emissões radioativas das usinas nucleares e, para as usinas CANDU, uma das principais preocupações é o trítio. Em 2007, o Greenpeace publicou uma crítica às emissões de trítio das usinas nucleares canadenses por Ian Fairlie . Este relatório foi criticado por Richard Osborne.
História
O esforço de desenvolvimento do CANDU passou por quatro estágios principais ao longo do tempo. Os primeiros sistemas eram máquinas experimentais e protótipos de potência limitada. Estas foram substituídas por uma segunda geração de máquinas de 500 a 600 MW e (o CANDU 6), uma série de máquinas maiores de 900 MW e , e finalmente evoluindo para o esforço CANDU 9 e ACR-1000.
Esforços iniciais
O primeiro projeto moderado por água pesada no Canadá foi o ZEEP , que começou a operar logo após o fim da Segunda Guerra Mundial . O ZEEP foi acompanhado por várias outras máquinas experimentais, incluindo o NRX em 1947 e o NRU em 1957. Esses esforços levaram ao primeiro reator do tipo CANDU, o Nuclear Power Demonstration (NPD), em Rolphton, Ontário. Foi concebido como uma prova de conceito e avaliado para apenas 22 MW e , uma potência muito baixa para um reator comercial de energia. NPD produziu a primeira eletricidade gerada por energia nuclear no Canadá e funcionou com sucesso de 1962 a 1987.
O segundo CANDU foi o reator Douglas Point , uma versão mais potente avaliada em cerca de 200 MW e e localizada perto de Kincardine , Ontário. Ele entrou em serviço em 1968 e funcionou até 1984. Única entre as estações CANDU, Douglas Point tinha uma janela cheia de óleo com vista para a face leste do reator, mesmo quando o reator estava operando. Douglas Point foi originalmente planejado para ser uma estação de duas unidades, mas a segunda unidade foi cancelada devido ao sucesso das unidades maiores de 515 MW e em Pickering .
Gentilly-1 , em Bécancour, Quebec, perto de Trois-Rivières , Quebec , também era uma versão experimental do CANDU, usando um refrigerante de água leve fervente e tubos de pressão verticais, mas não foi considerada bem-sucedida e fechou após sete anos de operação intermitente. Gentilly-2, um reator CANDU-6, começou a operar em 1983. Após declarações do governo Parti Québécois em setembro de 2012 de que Gentilly fecharia, a operadora Hydro-Québec decidiu cancelar uma reforma previamente anunciada da usina e anunciou seu fechamento no final de 2012, citando razões econômicas para a decisão. A empresa iniciou um processo de descomissionamento de 50 anos estimado em US $ 1,8 bilhão.
Em paralelo com o design clássico CANDU, variantes experimentais estavam sendo desenvolvidas. WR-1 , localizado no AECL 's whiteshell Laboratories em Pinawa, Manitoba , utilizados tubos de pressão verticais e orgânica óleo como fluido de arrefecimento primário. O óleo utilizado tem ponto de ebulição superior ao da água, permitindo que o reator opere em temperaturas mais altas e pressões mais baixas do que um reator convencional. A temperatura de saída do WR-1 era de cerca de 490 ° C em comparação com os 310 ° C nominais do CANDU 6; a temperatura mais alta e, portanto, a eficiência termodinâmica compensa em certo grau o fato de que os óleos têm cerca de metade da capacidade térmica da água. As temperaturas mais altas também resultam em uma conversão mais eficiente em vapor e, por fim, em eletricidade. O WR-1 operou com sucesso por muitos anos e prometeu uma eficiência significativamente maior do que as versões refrigeradas a água.
600 MW e designs
Os sucessos em NPD e Douglas Point levaram à decisão de construir a primeira estação com várias unidades em Pickering, Ontário. Pickering A, consistindo das unidades 1 a 4, entrou em serviço em 1971. Pickering B com unidades 5 a 8 entrou em operação em 1983, dando uma capacidade de estação completa de 4.120 MW e . A estação fica muito próxima da cidade de Toronto , a fim de reduzir os custos de transmissão .
Uma série de melhorias no design básico do Pickering levou ao design CANDU 6, que entrou em operação no início dos anos 1980. CANDU 6 era essencialmente uma versão da usina de Pickering que foi redesenhada para poder ser construída em unidades de reator único. O CANDU 6 foi usado em várias instalações fora de Ontário, incluindo o Gentilly-2 em Quebec e a Estação Geradora Nuclear Point Lepreau em New Brunswick. CANDU 6 forma a maioria dos sistemas CANDU estrangeiros, incluindo os designs exportados para Argentina, Romênia, China e Coréia do Sul. Apenas a Índia opera um sistema CANDU que não é baseado no design CANDU 6.
900 MW e designs
A economia das usinas nucleares geralmente escala bem com o tamanho. Essa melhoria em tamanhos maiores é compensada pelo súbito aparecimento de grandes quantidades de energia na rede, o que leva a uma redução dos preços da eletricidade por meio de efeitos de oferta e demanda. As previsões no final da década de 1960 sugeriam que o crescimento na demanda de eletricidade superaria essas pressões de preços descendentes, levando a maioria dos projetistas a introduzir usinas na faixa de 1000 MW e .
Pickering A foi rapidamente seguida por um esforço de aumento da escala da Estação de Geração Nuclear de Bruce , construída em etapas entre 1970 e 1987. É a maior instalação nuclear da América do Norte e a segunda maior do mundo (depois de Kashiwazaki-Kariwa no Japão), com oito reatores em torno de 800 MW e cada, no total 6.232 MW (líquido) e 7.276 MW (bruto). Outro, menor, aumento de escala levou ao projeto da Estação Geradora Nuclear de Darlington , semelhante à usina de Bruce, mas entregando cerca de 880 MW e por reator em uma estação de quatro reatores.
Como foi o caso para o desenvolvimento do design de Pickering no CANDU 6, o design de Bruce também foi desenvolvido no CANDU 9 semelhante. Como o CANDU 6, o CANDU 9 é essencialmente uma reembalagem do design de Bruce, para que possa ser construída como uma unidade de reator único. Nenhum reator CANDU 9 foi construído.
Projetos da Geração III +
Durante as décadas de 1980 e 1990, o mercado de energia nuclear sofreu um grande colapso, com poucas novas usinas sendo construídas na América do Norte ou na Europa. O trabalho de design continuou ao longo e novos conceitos de design foram introduzidos que melhoraram drasticamente a segurança, os custos de capital, a economia e o desempenho geral. Essas máquinas das gerações III + e IV se tornaram um tópico de considerável interesse no início dos anos 2000, quando parecia que um renascimento nuclear estava em andamento e um grande número de novos reatores seriam construídos na próxima década.
A AECL estava trabalhando em um projeto conhecido como ACR-700, usando elementos das últimas versões do CANDU 6 e CANDU 9, com uma potência de projeto de 700 MW e . Durante o renascimento nuclear, o aumento de escala visto nos anos anteriores se reexpressou, e o ACR-700 foi desenvolvido em 1200 MW e ACR-1000. ACR-1000 é a tecnologia CANDU de próxima geração (oficialmente, "geração III +"), que faz algumas modificações significativas no design CANDU existente.
A principal mudança, e a mais radical entre as gerações CANDU, é o uso de água leve pressurizada como refrigerante. Isso reduz significativamente o custo de implementação do circuito de resfriamento primário, que não precisa mais ser preenchido com água pesada e cara. O ACR-1000 usa cerca de 1/3 da água pesada necessária em projetos de gerações anteriores. Ele também elimina a produção de trítio no circuito do refrigerante, a principal fonte de vazamentos de trítio em projetos operacionais CANDU. O redesenho também permite uma reatividade de vazio ligeiramente negativa , um objetivo principal de design de todas as máquinas Gen III +.
O projeto também requer o uso de urânio ligeiramente enriquecido , enriquecido em cerca de 1 ou 2%. A principal razão para isso é aumentar a taxa de combustão, permitindo que os feixes permaneçam no reator por mais tempo, de modo que apenas um terço do combustível irradiado seja produzido. Isso também afeta os custos operacionais e os horários, pois a frequência de reabastecimento é reduzida. Como no caso dos designs CANDU anteriores, o ACR-1000 também oferece reabastecimento online.
Fora do reator, o ACR-1000 tem uma série de alterações de design que devem reduzir drasticamente os custos operacionais e de capital. A principal dessas mudanças é a vida útil do projeto de 60 anos, o que reduz drasticamente o preço da eletricidade gerada durante a vida útil da planta. O projeto também tem um fator de capacidade esperado de 90%. Geradores de vapor de alta pressão e turbinas melhoram a eficiência a jusante do reator.
Muitas das mudanças de projeto operacional também foram aplicadas ao CANDU 6 existente para produzir o CANDU 6 avançado. Também conhecido como CANDU 6e ou EC 6, esta foi uma atualização evolutiva do projeto CANDU 6 com uma produção bruta de 740 MW e por unidade . Os reatores são projetados com uma vida útil de mais de 50 anos, com um programa de meia-vida para substituir alguns dos principais componentes, por exemplo, os canais de combustível. O fator de capacidade anual médio projetado é superior a 90%. Melhorias nas técnicas de construção (incluindo montagem modular aberta) diminuem os custos de construção. O CANDU 6e é projetado para operar em configurações de energia tão baixas quanto 50%, permitindo que eles se ajustem à demanda de carga muito melhor do que os designs anteriores.
Esforços de vendas no Canadá
Pela maioria das medidas, o CANDU é "o reator de Ontário". O sistema foi desenvolvido quase inteiramente em Ontário, e apenas dois projetos experimentais foram construídos em outras províncias. Dos 29 reatores comerciais CANDU construídos, 22 estão em Ontário. Destes 22, vários reatores foram retirados de serviço. Dois novos reatores CANDU foram propostos para Darlington com a ajuda do governo canadense com financiamento, mas esses planos terminaram em 2009 devido aos altos custos.
A AECL comercializou fortemente CANDU no Canadá, mas encontrou uma recepção limitada. Até o momento, apenas dois reatores não experimentais foram construídos em outras províncias, um em cada em Quebec e New Brunswick, outras províncias se concentraram em hidrelétricas e usinas movidas a carvão. Várias províncias canadenses desenvolveram grandes quantidades de energia hidrelétrica. Alberta e Saskatchewan não têm grandes recursos hídricos e usam principalmente combustíveis fósseis para gerar energia elétrica.
O interesse foi manifestado no oeste do Canadá , onde os reatores CANDU estão sendo considerados como fontes de calor e eletricidade para o processo de extração de areias petrolíferas com uso intensivo de energia , que atualmente usa gás natural . A Energy Alberta Corporation anunciou em 27 de agosto de 2007 que havia solicitado uma licença para construir uma nova usina nuclear em Lac Cardinal (30 km a oeste da cidade de Peace River, Alberta ), com dois reatores ACR-1000 entrando em operação em 2017, produzindo 2,2 gigawatts (elétrico). Uma revisão parlamentar de 2007 sugeriu colocar os esforços de desenvolvimento em espera. A empresa foi posteriormente comprada por Bruce Power, que propôs expandir a planta para quatro unidades de um total de 4,4 gigawatts. Esses planos foram interrompidos e Bruce mais tarde retirou seu requerimento para o Lac Cardinal, propondo um novo local a cerca de 60 km de distância. Os planos estão atualmente moribundos depois que uma ampla consulta ao público demonstrou que enquanto cerca de 1 ⁄ 5 da população estava aberta aos reatores, 1 ⁄ 4 se opôs.
Vendas externas
Durante a década de 1970, o mercado internacional de vendas de energia nuclear era extremamente competitivo, com muitas empresas nucleares nacionais sendo apoiadas por embaixadas estrangeiras de seus governos. Além disso, o ritmo de construção nos Estados Unidos significava que os custos excessivos e o atraso na conclusão geralmente acabavam, e os reatores subsequentes seriam mais baratos. O Canadá, um participante relativamente novo no mercado internacional, teve inúmeras desvantagens nesses esforços. O CANDU foi deliberadamente projetado para reduzir a necessidade de peças usinadas muito grandes, tornando-o adequado para construção em países sem uma base industrial importante. Os esforços de vendas tiveram seu maior sucesso em países que não podiam construir localmente projetos de outras empresas.
No final da década de 1970, a AECL observou que cada venda de reator empregaria 3.600 canadenses e resultaria em US $ 300 milhões em receita do balanço de pagamentos. Esses esforços de vendas visavam principalmente a países governados por ditaduras ou similares, fato que gerou sérias preocupações no parlamento. Esses esforços também levaram a um escândalo quando se descobriu que milhões de dólares haviam sido dados a agentes de vendas estrangeiros, com pouco ou nenhum registro de quem eram ou do que faziam para ganhar o dinheiro. Isso levou a uma investigação da Real Polícia Montada do Canadá, após o surgimento de questões sobre os esforços de vendas na Argentina e novas regulamentações sobre a divulgação completa de taxas para vendas futuras.
O primeiro sucesso da CANDU foi a venda dos primeiros designs da CANDU para a Índia. Em 1963, foi assinado um acordo para exportação de um reator de potência de 200 MWe baseado no reator Douglas Point. O sucesso do negócio levou à venda em 1966 de um segundo reator com o mesmo projeto. O primeiro reator, então conhecido como RAPP-1 para "Rajasthan Atomic Power Project", começou a operar em 1972. Um problema sério com a quebra da blindagem final do reator fez com que o reator fosse desligado por longos períodos, e o reator foi finalmente reduzido a 100 MW. A construção do reator RAPP-2 ainda estava em andamento quando a Índia detonou sua primeira bomba atômica em 1974, levando o Canadá a encerrar as negociações nucleares com o país. Parte do acordo de vendas foi um processo de transferência de tecnologia. Quando o Canadá retirou-se do desenvolvimento, a Índia continuou a construção de fábricas do tipo CANDU em todo o país. Em 2010, os reatores baseados em CANDU estavam operacionais nos seguintes locais: Kaiga (3), Kakrapar (2), Madras (2), Narora (2), Rajasthan (6) e Tarapur (2).
No Paquistão, a Usina Nuclear de Karachi com capacidade bruta de 137 MW e foi construída entre 1966 e 1971.
Em 1972, a AECL submeteu um projeto baseado na planta de Pickering ao processo da Comision Nacional de Energia Atomica da Argentina, em parceria com a italiana Italimpianti. A alta inflação durante a construção levou a perdas massivas e os esforços para renegociar o acordo foram interrompidos pelo golpe de março de 1976 liderado pelo general Videla. A Usina Nuclear Embalse começou a operar comercialmente em janeiro de 1984. Estão em andamento negociações para abrir mais reatores CANDU 6 no país, incluindo um acordo de 2007 entre Canadá, China e Argentina, mas até o momento nenhum plano firme foi anunciado.
Um acordo de licenciamento com a Romênia foi assinado em 1977, vendendo o projeto CANDU 6 por US $ 5 milhões por reator para os primeiros quatro reatores, e então US $ 2 milhões para cada um dos doze seguintes. Além disso, as empresas canadenses forneceriam uma quantidade variável de equipamentos para os reatores, cerca de US $ 100 milhões do preço de US $ 800 milhões do primeiro reator, e então caindo com o tempo. Em 1980, Nicolae Ceaușescu pediu uma modificação para fornecer bens em vez de dinheiro, em troca a quantidade de conteúdo canadense foi aumentada e um segundo reator seria construído com a ajuda canadense. Os problemas econômicos no país se agravaram ao longo da fase de construção. O primeiro reator da Usina Nuclear de Cernavodă só entrou em operação em abril de 1996, uma década após seu início previsto em dezembro de 1985. Outros empréstimos foram feitos para a conclusão do segundo reator, que entrou em operação em novembro de 2007.
Em janeiro de 1975, um acordo foi anunciado para um único reator CANDU 6 a ser construído na Coréia do Sul, agora conhecido como Wolsong-1 Power Reactor . A construção teve início em 1977 e a operação comercial em abril de 1983. Em dezembro de 1990, foi anunciado um novo negócio para três unidades adicionais no mesmo local, que começaram a operar no período de 1997–1999. A Coreia do Sul também negociou acordos de desenvolvimento e transferência de tecnologia com a Westinghouse para o projeto avançado do reator System-80, e todo o desenvolvimento futuro é baseado em versões deste reator construídas localmente.
Em junho de 1998, a construção de um reator CANDU 6 foi iniciada na Usina Nuclear Qinshan China Qinshan , como Fase III (unidades 4 e 5) da instalação planejada de 11 unidades. A operação comercial começou em dezembro de 2002 e julho de 2003, respectivamente. Estes são os primeiros reatores de água pesada da China. Qinshan é o primeiro projeto CANDU-6 a usar a construção de um reator de topo aberto, e o primeiro projeto onde a operação comercial começou antes da data projetada.
A CANDU Energy continua com os esforços de marketing na China. Além disso, a China e a Argentina firmaram um contrato para construir um reator derivado de Candu-6 de 700 MWe. A construção está prevista para começar em 2018 em Atucha .
Performance econômica
O custo da eletricidade de qualquer usina pode ser calculado por quase a mesma seleção de fatores: custos de capital para construção ou os pagamentos de empréstimos feitos para garantir esse capital, o custo do combustível por watt-hora e fixo e taxas de manutenção variáveis. No caso da energia nuclear, normalmente são incluídos dois custos adicionais, o custo da eliminação permanente dos resíduos e o custo do descomissionamento da usina quando sua vida útil terminar. Geralmente, os custos de capital dominam o preço da energia nuclear, pois a quantidade de energia produzida é tão grande que supera o custo do combustível e da manutenção. A Associação Nuclear Mundial calcula que o custo do combustível, incluindo todo o processamento, é responsável por menos de um centavo (US $ 0,01) por kWh.
As informações sobre o desempenho econômico do CANDU são um tanto desequilibradas; a maioria dos reatores está em Ontário, que também é o "mais público" entre os principais operadores CANDU. Embora muita atenção tenha sido dada aos problemas com a fábrica de Darlington, todos os projetos da CANDU em Ontário ultrapassaram o orçamento em pelo menos 25% e, em média, 150% acima do estimado. Darlington foi o pior, com 350% acima do orçamento, mas este projeto foi interrompido em andamento, incorrendo em encargos de juros adicionais durante um período de altas taxas de juros, o que é uma situação especial que não deveria se repetir.
Na década de 1980, os tubos de pressão nos reatores Pickering A foram substituídos antes da vida útil do projeto devido à deterioração inesperada causada pela fragilização por hidrogênio . Inspeção e manutenção extensivas evitaram esse problema em reatores posteriores.
Todos os reatores Pickering A e Bruce A foram desligados em 1999 para focar na restauração do desempenho operacional nas gerações posteriores em Pickering, Bruce e Darlington. Antes de reiniciar os reatores Pickering A, OPG empreendeu um programa de renovação limitado. As estimativas originais de custo e tempo com base no desenvolvimento inadequado do escopo do projeto estavam muito abaixo do tempo e custo reais e foi determinado que as unidades 2 e 3 de Pickering não seriam reiniciadas por motivos comerciais.
Esses excessos foram repetidos em Bruce, com as unidades 3 e 4 correndo 90% acima do orçamento. Estouros semelhantes foram experimentados em Point Lepreau, e a planta de Gentilly-2 foi fechada em 28 de dezembro de 2012.
Com base nos custos de capital projetados e no baixo custo do combustível e da manutenção em serviço, em 1994 a energia da CANDU era estimada em menos de 5 centavos / kWh.
Em 1999, a Ontario Hydro foi desmembrada e suas instalações de geração reformadas em Ontario Power Generation (OPG). Para tornar as empresas sucessoras mais atraentes para os investidores privados, US $ 19,4 bilhões em "dívidas improdutivas" foram colocados no controle da Ontario Electricity Financial Corporation. Essa dívida é paga lentamente por meio de uma variedade de fontes, incluindo uma tarifa de 0,7 centavos / kWh sobre toda a energia, todos os impostos de renda pagos por todas as empresas operacionais e todos os dividendos pagos pela OPG e Hydro One .
Darlington está atualmente no processo de considerar uma grande reconstrução de várias unidades, pois também está chegando à meia-idade de seu projeto. O orçamento está atualmente estimado entre US $ 8,5 e US $ 14 bilhões, e a energia produzida em 6 a 8 centavos de dólar / kWh.
As unidades 1, 3 e 4 de Darlington operaram com um fator de capacidade anual de vida média de 85% e a Unidade 2 com um fator de capacidade de 78%, as unidades recondicionadas em Pickering e Bruce têm fatores de capacidade de vida útil entre 59 e 69%. Isso inclui períodos de vários anos, enquanto as unidades foram fechadas para a retubagem e reforma. Em 2009, as unidades 3 e 4 do Bruce A tiveram fatores de capacidade de 80,5% e 76,7%, respectivamente, em um ano em que ocorreram uma grande interrupção do Vacuum Building.
Reatores CANDU ativos
Hoje existem 31 reatores CANDU em uso em todo o mundo e 13 "derivados CANDU" na Índia, desenvolvidos a partir do projeto CANDU. Depois que a Índia detonou uma bomba nuclear em 1974, o Canadá interrompeu as negociações nucleares com a Índia. A divisão é:
- Canadá : 19 e 5 desativados.
- Coreia do Sul : 3 e 1 desligamento.
- China : 2.
- Índia : 2, 13 derivados CANDU ativos e 5 derivados CANDU em construção.
- Argentina : 1 e 1 planejado.
- Romênia : 2 e 2 partes dormentes construídas.
- Paquistão : 1.