CANDU炉
CANDU炉(CANDU reactor)とは、中性子の減速及び燃料の冷却に、主に重水を使用することを特徴とする原子炉のことである。減速材に重水を使用することから重水炉に分類される。CANDUとはCanadian deuterium uraniumの略である。1960年代にカナダ政府と民間企業との合弁企業によって設計された。
CANDU (Canada Deuterium Uranium(カナダ・デューテリウム(aka重水素)・ウラン))は発電に使用されるカナダの加圧重水炉設計である。アクロニム(頭字語)は、その 重水素 酸化物 (重水) 減速材 と (元は 天然) ウラン 燃料の使用を指す。CANDU炉はカナダ原子力公社(AECL)、オンタリオ水力発電委員会(Hydro-Electric Power Commission of Ontario)、Canadian General Electric、およびその他の企業間のパートナーシップによって、1950年代後半から60年代に初めて開発された。
CANDU炉には主に2つのタイプがあり、大規模プラントのマルチ原子炉工作物(installations)で使用することを意図していた約500 MWeのオリジナル設計と、単一のスタンドアローン・ユニットまたは小規模なマルチユニット・プラントで使用するように設計された600 MWeクラスの合理化されたCANDU-6がある。CANDU-6ユニットはケベック州とニューブランズウィック州と同様に、パキスタン、アルゼンチン、韓国、ルーマニア、と中国に建てられた。非CANDU-6設計の一例がインドに販売された。マルチユニット設計はカナダオンタリオ州でのみ使用され、より多くのユニットが州に設置されるにつれサイズとパワーが増大し、ダーリントン原子力発電所に敷設されたユニットでは~880 MWeに達することになった。CANDU-6に似た方法でより大きなユニットを合理化する努力はCANDU-9につながった。
2000年代初頭までに、オリジナルのCANDU設計の販売見通しは他社からのより新しいデザインの導入により次第に減少していた。AECLはCANDU-9の開発をキャンセルすることで対応し、そして改良型CANDU炉 (ACR) 設計に移行する。ACRは買い手を見つけられなかった; 最後の販売可能性はダーリントンでの拡張のためだったが、これは2009年にキャンセルされた。2011年10月、カナダ連邦政府はCANDUの設計を当時のAECLの旧原子炉開発およびマーケティング部門も買収したCandu Energy (SNC-Lavalinの完全子会社)にライセンス供与した。Candu Energyは中国核工業集団とのパートナーシップを通じて既存のサイトのサポートサービスを提供し、ルーマニアとアルゼンチンで、以前は停滞していた設備を完成させている。SNC-Lavalin(AECLの後継)は、アルゼンチン(アトゥチャ(?)3号機)で新しいCANDU-6炉の販売を進めており、中国や英国も同様である。ACR炉の販売努力は終了した。
2017年、業界との協議はNatural Resources Canadaが小型モジュール炉等の開発を目標とする"SMRロードマップ"を打ち立てることを導いた。それに応じて、SNC-LavalinはCANDUの300 MWe SMRであるCANDU SMRを開発し、同社のウェブサイトで強調し始めた。2020年、CANDU SMRはカナダのデモンストレーション・プロジェクトのさらなる設計作業には選ばれなかった。SNC-Lavalinは地球温暖化への対策による需要予測もあり、300MW SMRのマーケティングをまだ検討中である。
CANDU設計の基本操作は他の原子炉に似ている。原子炉炉心での分裂反応は一次冷却ループ内の加圧水を加熱する。熱交換器(蒸気発生器としても知られる)は、発電機が取り付けられた蒸気タービンを駆動する (典型的なランキン熱力学サイクルの場合)二次冷却ループに熱を伝える。タービンからの蒸気排気はその後、冷却され、凝縮され、給水として蒸気発生器に戻される。最終的な冷却には、湖、川、海などの近くの水源からの冷却水を使用することがよくある。(オンタリオ州トロント近くのダーリントン原子力発電所のような)より新しいCANDUプラントは、ディフューザーを使用して暖かい出口の水をより大きな体積に広げ環境への影響を制限する。今日までのすべてのCANDUプラントはオープンサイクル冷却を使用しているが、最新のCANDU設計では代わりに冷却塔を使用できる。CANDUの設計が他のほとんどの設計と異なる点は核分裂性炉心と一次冷却ループの詳細にある。天然ウランは主にウラン238と少量のウラン235の混合物および微量のその他の同位体で構成される。これらの元素の核分裂は高エネルギー中性子を放出し、これにより燃料中の他の235U原子も同様に核分裂を可能にする。このプロセスは中性子エネルギーが反応によって自然に放出されるエネルギーよりもはるかに低い場合にはるかに効果的である。ほとんどの原子炉は中性子のエネルギーを下げるために何らかの形の中性子減速材を使用するか、または "thermalize" を使用して、反応をより効率的にする。この減速プロセス中に中性子によって失われたエネルギーは減速材を加熱し、この熱は電力のために抽出される。
大抵の商用原子炉設計の場合、水を減速材として使用する。水は中性子の一部を吸収するため、天然ウランでは反応を維持できない。CANDUはこの「軽い」水を重水に置き換える。重水の余分な中性子は余分な中性子を吸収する能力を低下させ、結果として中性子の経済性が向上する。これによりCANDUは濃縮されていない天然ウラン、またはプルトニウムやトリウムなどの多種多様な他の物質と混合されたウランで運転することができる。これがCANDU設計の主な目標であった; 天然ウランで操業することで、濃縮コストが削減される。これは兵器にも使用される可能性のある濃縮施設が不要であるため、核拡散の観点からも利点を示す。カランドリア (原子炉)
従来の軽水炉 (LWR) の設計では、核分裂性炉心全体が大きな圧力容器に置かれる。クーラントのユニットで取り除ける熱量は温度の関数である; コアを加圧することにより、水は沸騰する前にはるかに高い温度に加熱できるため、これにより、より多くの熱を除去し炉心をより小さく効率的にすることができる。
要求されたサイズの圧力容器を建造することは重要な課題であり、そしてCANDUの設計の時、カナダの重工業は要求されたサイズの原子炉圧力容器を鋳造および機械加工するのに必要な経験と能力が欠けていた。より大きな原子炉炉心を必要とする天然ウラン燃料の核分裂密度が低いことにより、この問題は増幅される。この問題はとても大きかった: もともとNPDでの使用を意図していた比較的小さな圧力容器でさえ、 建設途中の再設計の前は国内で製造することができず代わりにスコットランドで製造する必要があった。商用重水減速発電炉における要求されたサイズの圧力容器の製造に必要な技術の国内開発は非常にありそうにないと考えられていた。
CANDUでは直径約10 cmの燃料束が多数の小さな金属管で構成される。 束は純粋に減速材として機能する追加の重水を含むより大きな容器内の圧力管に含まれる。カランドリアとして知られるこの大きな容器は、加圧されておらず、はるかに低い温度のままであるため、製造がはるかに簡単である。圧力管からの熱が周囲の減速材に漏れるのを防ぐために、各圧力管はカランドリア管に封入されている。2本のチューブの隙間にある二酸化炭素ガスは断熱材として振る舞う。減速材タンクは追加の安全機能を提供する大きなヒートシンクとしても振る舞う。
従来の加圧水型原子炉では、システムに燃料を補給するには炉心を停止し、圧力容器を開く必要がある。CANDUでは、燃料を補給する単一の(圧力)管のみを減圧する必要がある。これはCANDUシステムをシャットダウンせずに継続的に燃料補給することを可能にし、もう1つの主な設計目標であった。現代のシステムでは、2台のロボットマシンが原子炉の面に取り付けられ、圧力管のエンドキャップを開ける。一方の機械が新しい燃料を押し込むことで、劣化した燃料が押し出されもう一方の端で回収される。オンライン燃料補給の重要な運用上の利点は、故障もしくは漏れた燃料束が見つかったら炉心から取り外すことができるため、一次冷却ループの放射線レベルが低下することである。
各燃料束は酸化ウラン燃料 (燃料要素) のセラミックペレットで満たされた細いチューブから組み立てられたシリンダーである。古い設計では、(燃料)束には長さ0.5メートルの燃料要素が28個または37個あり、そのような集合体が12~13本あり、圧力管内に端から端まで配置されていた。より新しいCANFLEX(燃料)束は2つの要素サイズを持つ43個の燃料要素があり、(そのため最も高温の燃料要素を溶かすことなく出力定格を上げることができる)。直径で約10、長さ0.5、重さ約20、最終的に37要素の(燃料)束に置換することを意図されている。中性子が(燃料)束の間を自由に流れるようにするために、(圧力)管と(燃料)束は中性子透過ジルカロイ (ジルコニウム + ニオブ 2.5重量%) でできている。
天然ウランは同位体の混合物で、主にウラン238であり、重量で0.72%の核分裂性ウラン235が含まれている。原子炉は時間の経過とともに安定した核分裂率を目指し、ここで核分裂によって放出された中性子は他の核分裂性物質で同数の核分裂を引き起こす。このバランスは臨界と呼ばれる。これらの反応で放出される中性子はかなりエネルギーが高く、周囲の核分裂性物質と容易に反応し (「捕捉」され)ない。この率を改善させるために、それらのエネルギーを減速する必要があり、理想的には燃料原子自体と同じエネルギーにする。これらの中性子は燃料と熱平衡状態にあるため、熱中性子(thermal neutrons)と呼ばれる。
238Uは中間エネルギー中性子に対して大きな親和性 (「共鳴」吸収) を持っているため、減速中に中性子とウランを分離するのに役立つが、約 1.5–2 MeV を超えるいくつかの高エネルギー中性子によってのみ容易に核分裂する。燃料のほとんどは通常 238U であるため、ほとんどの原子炉設計は減速材によって分離された細い燃料棒に基づいており、中性子が再び燃料に入る前に減速材の中を移動できるようにする。より多くの中性子は連鎖反応を維持するために必要な量よりも放出され; ウラン238が余剰分だけを吸収すると、プルトニウムが生成され、ウラン235の消耗を補うのに役立つ。最終的には238Uよりもさらに中性子吸収をする核分裂生成物の蓄積により反応が遅くなり、燃料補給が必要になる。
軽水は優れた減速材になる: 軽水素原子は質量が中性子に非常に近く、(2つのビリヤードボールの衝突のように)1回の衝突で多くのエネルギーを吸収できる。軽水素はまた中性子の吸収にもかなり効果的であり、また天然ウラン中の少量の 235U と反応するには余りにも少ないため、臨界が妨げられる。臨界を可能にするためには、燃料を濃縮し、235U の量を使用可能なレベルまで増やす必要がある。軽水炉では、燃料は通常2%から5%の間の 235U に濃縮される(235Uが少ない残りの部分は劣化ウランと呼ばれる)。濃縮施設の建設と運用には費用がかかる。それらは最大で兵器級の材料(90%またはそれ以上の235U)まで235Uをさらに濃縮させるために使用できるため、拡散の懸念事項でもある。これは燃料が国際的に承認されたサプライヤーによって供給、再処理される場合に是正できる。
軽水に対する重水減速材の主な利点は連鎖反応を維持する中性子の吸収が減少し、(濃縮されていない天然ウラン燃料を使用する程度まで)活性原子の濃度を低くすることができることである。デューテリウム ("重水素") は、軽水素が吸収する余分な中性子を既に持っているため、中性子を捕捉する傾向が減少する。重水素は、(ほぼ同じ質量を持つ軽水素と比較して)中性子1個の2倍の質量を持っており; この不一致は中性子を減速するのにより多くの衝突が必要であることを意味し、燃料棒間の減速材の厚みを大きくする必要がある。これにより炉心サイズが大きくなり中性子漏れが増加する。それはカランドリアデザインの実用的な理由でもあり、そうしないと、非常に大きな圧力容器が必要になる。天然ウランの235U密度が低いことは、また核分裂生成物 + 238U に対する 235U の比率が低いため、核分裂率が臨界を維持するには低くなりすぎる前に消費される燃料が少なくなることも意味する。CANDUでは減速材のほとんどが他の設計よりも低温であり、速度の広がりと減速材粒子の全体的な速度が減少する。これは、ほとんどの中性子が最終的により低いエネルギーになり、核分裂を引き起こす可能性が高くなることを意味するため、CANDUは天然ウランを「燃焼」させるだけでなく、より効果的に燃焼させる。全体として、CANDU炉は発電される電力の単位あたり、軽水炉よりも30~40%少ない採掘ウランを使用する。これは重水設計の大きな利点であり; 必要な燃料が少なくて済むだけでなく、燃料を濃縮する必要がないため、はるかに安価である。
重水減速のもう1つのユニークな特徴は、連鎖反応の安定性がより高いことである。これは重水素原子核の結合エネルギーが比較的低い (2.2 MeV) ためであり、一部の高エネルギー中性子、特にガンマ線が重水素原子核を分解して余分な中性子を生成する。核分裂によって直接生成されるガンマ線と、核分裂片の崩壊によって生成されるガンマ線の両方に十分なエネルギーがあり、核分裂片の半減期は数秒から数時間、さらには数年の範囲である。これらのガンマ線で発生した中性子の応答が遅いため、原子炉の応答が遅れ、緊急時にオペレーターに余分な時間が与えられる。ガンマ線は水中を何メートルも移動するため、原子炉の一部で連鎖反応が増加すると原子炉の残りの部分から反応が生じ、さまざまな負のフィードバックが反応を安定化させる。
一方、核分裂中性子は別の燃料棒に到達する前に完全に減速され、これは中性子が原子炉のある部分から別の部分に移動するのに長い時間がかかることを意味する。したがって連鎖反応が原子炉の1つのセクションで加速した場合、変化はゆっくりと残りの炉心に伝播し、緊急時に対応する時間が与えられる。核分裂性物質がウラン235、ウラン233、プルトニウムのいずれであっても、すべての燃料束は同じ環境を経験し、同じように近隣の燃料に影響を与えるため使用される核燃料からの中性子エネルギーの独立性はCANDU炉におけるそのような燃料の柔軟性を可能にするものである。
カナダは濃縮施設へのアクセスを欠いている間に原子力エネルギーを調査するため第二次世界大戦後の時代に重水減速設計を開発した。戦争時代の濃縮システムは、建設と運用に非常に費用がかかったが、一方、重水ソリューションは実験用のZEEP原子炉で天然ウランを使用することを可能にした。はるかに安価な濃縮システムが開発されたが、しかし米国はより安価なガス遠心分離プロセスに関する研究を機密扱いにした。CANDUは、したがって天然ウランを使用するように設計された。
CANDUは、その設計に多数のアクティブおよびパッシブセーフティ機能が含まれる。 これらのいくつかはシステムの物理レイアウトの副作用である。
CANDU設計は正のボイド係数と同様に小さな出力係数を持ち、通常原子炉設計では悪いと考えられている。これは冷却剤で生成された蒸気が反応速度を高め、それがより多くの蒸気を生成することを意味する。これはカランドリア内の減速材のより低温の大部分については、炉心での重大な蒸気事故でさえ減速サイクル全体に大きな影響を与えることがない多くの理由の1つである。減速材自体が沸騰し始めた場合にのみ、何らかの重大な影響があり、また巨大な熱質量(Thermal mass)はこれがゆっくりと発生するということを保証する。CANDU内の核分裂プロセスの応答をわざと「のろく」することで、運転員は問題を診断して対処するためにより多くの時間を割くことができる。
燃料チャネルは機械的に健全な場合にのみ臨界を維持できる。もし燃料束の温度が機械的に不安定になるところまで上昇すると、それらの水平レイアウトは、自らの重力で曲がり、(燃料)束のレイアウトをシフトし、反応効率を低下させるということを示す。なぜなら元の燃料配置は連鎖反応に最適であり、そして天然ウラン燃料は余剰反応度が少なく、いかなる大幅な変形は燃料ペレット間の核分裂反応を停止する。これはかなりの熱出力を供給し続けるであろう核分裂生成物崩壊による熱生成を止めることはない。もしこのプロセスが燃料束をさらに弱体化させると、それらが入っている圧力管は、最終的にはカランドリアチューブに触れるほど曲がり、減速材タンクに効率よく熱を伝えることができる。減速材容器はそれ自体でかなりの熱容量を持ち通常は比較的低温に保たれている。
核分裂生成物によって発生する熱は最初は原子炉フルパワーの約7%であり、かなりの冷却が必要である。CANDUの設計にはいくつかの緊急冷却システムがあり、同様に限られた熱的手段による自己ポンプ能力を備えている(蒸気発生器は原子炉のかなり上にある)。壊滅的な事故や炉心メルトダウンが発生した場合でさえ、軽水では燃料は重要ではない。これは近くの水源からの水で炉心を冷却しても、燃料塊の反応性を増やさないことを意味する。
通常核分裂率は余分な中性子を吸収する液体ゾーンコントローラーと呼ばれる軽水コンパートメントと、中性子束を制御するために炉心内で上げ下げすることができるアジャスターロッドにより制御される。これらは通常の操作に使用され、異なる部分が通常その位置に応じて異なる率で燃焼しようとするがゆえに、運転員が燃料塊全体の反応度を調整することを可能にする。アジャスターロッドは、臨界を遅くしたり止めたりするためにも使用できる。これらのロッドは高圧燃料管ではなく低圧カランドリアに挿入されるため、多くの加圧水型原子炉の設計上の問題である蒸気によって「排出」されることはない。
2つの独立した、即効型安全シャットダウンシステムもある。遮断棒は電磁石によって原子炉の上に保持され、重力下で炉心に落下して臨界を迅速に終わらせる。このシステムは電磁石が電力を利用可能な場合にのみ棒を炉外に保持するため、たとえ完全な停電が発生した場合でも機能する。二次システムは高圧硝酸ガドリニウム中性子吸収溶液をカランドリアに注入する。
重水設計は軽水炉よりもより低濃度の核分裂性原子で連鎖反応を維持でき、いくつかの代替燃料を使用できるようにする; たとえば、使用済み軽水炉燃料からの「回収ウラン」(RU)。CANDUは235Uがわずか0.7%の天然ウラン用に設計されており、そのため235U濃度0.9%の再処理ウランは比較的リッチな燃料である。これによりウランからさらに30~40%のエネルギーが抽出される。中国にある秦山CANDU炉は回収ウランを使用している。開発中のDUPIC (Direct Use of spent PWR fuel in CANDU →CANDUでの使用済みPWR燃料の直接利用) プロセスは再処理しなくてもリサイクルできる。燃料は空気中で焼結(酸化)され、次に水素中で(還元)粉末に砕き、その後CANDU燃料ペレットに成形される。
CANDU炉はまた、より豊富なトリウムから燃料を増殖させることもできる。これは自国の天然トリウム埋蔵量から利点を得るため、インドによって調査されている最中である。
LWRよりもさらに優れた、CANDUはウランとプルトニウム酸化物の混合物(MOX燃料)を活用することができ、そのプルトニウムは解体された核兵器または再処理された原子炉燃料のいずれかからである。再処理されたプルトニウムに含まれる同位体の混合物は、兵器としては魅力的ではないが、しかし燃料として使用でき(単に核廃棄物になる代わりに)、兵器級プルトニウムを消費することで核拡散の危険を排除する。もしその目的が明確にプルトニウムまたは使用済み燃料からの他のアクチニド(actinides)を活用することならば、MOXよりも効率的にこれを行うために特別な不活性マトリックス燃料が提案されている。ウランを含まないため、これらの燃料は余分なプルトニウムを生成しない。
重水減速材の中性子経済(en)とオンライン燃料補給の正確な制御はCANDUが天然ウラン、再処理ウラン、トリウム、プルトニウム、使用済み軽水炉燃料など、濃縮ウラン以外の幅広い燃料を使用することを可能にする。濃縮の費用を考えると、これは燃料をはるかに安くすることができる。炉心と熱伝達システムを満たすために純度99.75%の重水を大量に注入する初期投資がある。ダーリントン発電所の場合、情報公開法(freedom of information act)の要求の一環として発表されたコストは、プラント(4炉合計で正味容量3,512 MWe)の夜通しコスト(overnight cost)を51億1,700万カナダドル(1990年代初頭の為替レートで約42億米ドル)と見積もっている。利息を含む総資本コストは143億1900万カナダドル (約119億米ドル) で、重水はこのうち15億2800万ドル(11%)を占める。
重水は軽水よりも中性子の減速効率が低いため、CANDUは同出力に対してより大きな減速材対燃料比とより大きな炉心を必要とする。カランドリアベースの炉心は構築するのに安価だが、そのサイズにより封じ込め建物(containment building)などの標準機能のコストが増加する。一般的に原子力発電所の建設と運用は、生涯コスト全体の約65%であり; CANDUの場合、費用はさらに建設によって占められる。CANDUへの燃料供給は他の原子炉よりも(全体の約10%しかかからないため)安価で、kWhあたりの全体的な電気価格は同等である。次世代の改良型CANDU炉 (ACR) は軽水冷却材を使用し、減速材の少ない、よりコンパクトな炉心を使用することによってこれらのデメリットを軽減する。
最初に導入されたとき、CANDUは同世代の軽水炉よりもはるかに優れた設備利用率(capacity factor: CF、フルパワーで100%稼働した場合に生成される電力に対する生成される電力の比率)を提供した。軽水設計では(平均して)、約半分の時間を燃料補給またはメンテナンスに費やした。1980年代以降、軽水炉停止管理の劇的な改善により、いくつかのユニットが90%以上の設備利用率を達成しており、2010年の全体的なフリート性能は92%で、ギャップは縮小されている。最新世代のCANDU-6炉のCFは88~90%だが、全体的なパフォーマンスは、CFが80%程度の古いカナダのユニットに占められている。改装されたユニットは歴史的にパフォーマンスが低く、65%程度を示していた。これはその後ブルースA1とA2号機が運用に復帰したことで改善され、改修後 (2013年以降) の設備利用率はそれぞれ90.78%と90.38%である。
一部のCANDU発電所は建設中にコスト超過(cost overruns)に見舞われ、政府の措置などの外部要因が原因であることがよくあった 。例えば、課せられた多くの建設遅延はオンタリオ州トロント近くのダーリントン原子力発電所のコストを概ね2倍に導いた。技術的な問題と再設計は結果として得られた144億ドルの価格に、さらに約10億ドルが追加された。対照的に、2002年に中国秦山にある2つのCANDU-6炉はスケジュール通りおよび予算通りに完了し、範囲とスケジュールを厳密に管理することに帰せられる成果であった。
en:Nuclear proliferation核兵器拡散(proliferation)に対するセーフガードの観点から、CANDUは他の原子炉と同程度の国際認証を取得している。インド初の核爆発(1974年の微笑むブッダ作戦)に使われたプルトニウムは、カナダから供給されたCIRUS炉(CIRUS reactor)で生成され、カナダ政府によって部分的に支払われた、米国から供給された重水を使用している。その2基のPHWR炉に加えて、インドにはCANDU設計に基づく保護付き(safeguarded)加圧重水炉 (Pressurised Heavy-Water Reactors : PHWR) がいくつかあり、米国から供給された保護付き軽水炉が2基ある。
プルトニウムは、これらすべての原子炉使用済み燃料から抽出され; インドは主にドゥルバ(Dhruva)と呼ばれるインドで設計・製造された軍用原子炉に依存している。設計はCIRUS炉から派生したと考えられているが、ドゥルバにいたっては、より効率的なプルトニウム生産のためにスケールアップされている。インドのもっと最近(1998年)のシャクティ作戦の核実験用プルトニウムを製造したと考えられているのはこの原子炉である。
重水は中性子捕獲の影響を比較的受けにくいが、この方法では少量の重水素がトリチウムに変わる。このトリチウムはカナダのいくつかのCANDUプラントから抽出され、主に大量の漏水が発生した場合の安全性を向上させる。ガスは備蓄され、さまざまな商用製品、とりわけ「無電力」の照明システム(例えばルミノックス)や医療機器に使用されている。1985年当時のオンタリオ・ハイドロはトリチウムを米国に販売する計画のせいでオンタリオ州で物議をかもした。この計画は(法律により)、それは非軍事用途への販売のみを含んでいたが、しかし一部の人は輸出が合衆国核兵器計画用アメリカ産トリチウムを解放される可能性を推測した。将来の需要は特に、ITERのような次世代の実験的核融合炉の要求により、生産を上回りそうである。1.5の間のトリチウムはダーリントン分離施設で2003年までに毎年回収され、そのうちの少量が売却された。
1998年インドでのシャクティ作戦の一連の実験には、インドが公式に水素爆弾であると主張している約45の爆弾が1つ含まれていた。BARC公表の重水 – 特性、生産、分析 における率直なコメントは、商業運転中のCANDUおよびPHWR炉の重水からトリチウムが抽出されたことを示唆しているようである。ジェーンズ・インテリジェンス・レビュー はインド原子力委員会の委員長がトリチウム抽出プラントを認めたが、その用途についてコメントすることを拒否したことを引用している。インドはまた原子炉内でリチウム6を放射線照射することにより、より効率的にトリチウムを生成することができる。
トリチウム(3H)は半減期12.3年を持つ、水素の放射性同位体である。宇宙線との相互作用によって自然界(大気圏上層部)で少量 (地球全体で年間約4 kg)生み出される。低エネルギーの放射性発光(最大18.6 keVのベータ粒子エネルギー)のためトリチウムは弱い放射性核種と考えられている。ベータ粒子は空気中を6 mm移動し、最大6マイクロメートルまでしか皮膚を貫通しない。吸入、摂取、または吸収されたトリチウムの生物学的半減期は10~12日である。
すべての原子炉燃料の中でトリチウムが生成され; 重水素に中性子が取り込まれるため、CANDU炉は冷却材と減速材でもトリチウムを生成する。このトリチウムの一部は格納容器に逃げ、通常は回収され; わずかな割合 (約1%) が格納容器から漏れ出し、通常の放射性物質の放出と見なされる (これは同サイズの軽水炉からの放出(量)よりも高い)。CANDUプラントの責任ある運用には、したがって周囲環境でのトリチウム監視をすること (および結果を公表すること) が含まれる。
一部のCANDU炉ではトリチウムが定期的に抽出される。カナダにあるCANDUプラントからの典型的な排出量は、国際放射線防護委員会 (ICRP) のガイドライン  (例えば、カナダにおけるトリチウムの最大許容飲料水濃度は、7,000 Bq/Lであり、ICRPの公衆線量限度の1/10に相当する)に基づく国の規制限度の1%未満である。他のCANDUプラントからのトリチウム排出量も同様に低い。