CANDU炉
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U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U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。
1980年代から90年代を通して原発市場は、北アメリカかヨーロッパで新しいプラントがほとんど建設されないことにより、大暴落に苦しんだ。設計作業は終始継続され、劇的に改善された安全性、資本コスト、経済性そしてパフォーマンス全体をもつ新しい設計コンセプトが導入された。原子力ルネッサンス(nuclear renaissance)が進行中であり、そして今後10年間で多数の新しい原子炉が建設されることが表面化した時、これら第3世代+と第4世代機は2000年代初頭にかなりの関心を集めた話題となった。
AECLは(CANDU-6とCANDU-9の最新版の要素を使用して)設計出力700 MWeを持つACR-700として知られる設計に取り組んでいた。原子力ルネッサンスの時(during)、初期に見られた大規模化が再掲されACR-700は1200 MWeのACR-1000に発展した。ACR-1000は次世代(公式には、 "第3世代+")CANDU技術であり、これは既存のCANDU設計にいくつかの大幅な変更が加えられる。
主な変更点であり、CANDU世代の中で最も革命的なのは、冷却剤として加圧軽水を使用することである。これは高価な重水で満たす必要がなくなった一次冷却ループの実装コストが大幅に削減される。ACR-1000は前世代の設計で必要な重水の約1/3を使用する。また運用中のCANDU設計におけるトリチウム漏れの主な原因である、冷却剤ループでのトリチウム生成も排除する。再設計は同様にすべての第3世代+機の主要な設計目標である、わずかな負のボイド反応性を可能にする。
原子力発電所の経済性(economics of nuclear power plants)は一般に規模に応じて大きくなる。このより大きなサイズでの改善は、需給効果を通じて電力価格低下につながる送電網上に大量の電力が突然出現することによって相殺される。1960年代後半の予測では電力需要の増加がこれらの価格下落圧力を圧倒し、ほとんどの設計者が1000 MWeレンジの発電所を導入することになることを示唆していた。
ピカリングAは1970年から87年にかけて段階的に建設されたブルース原子力発電所(Bruce Nuclear Generating Station)のような大規模化の取り組みがすぐ続いた。それは北アメリカで最大の原子力施設であり世界では(日本の柏崎刈羽に次いで)2番目に大きく(原子炉1基あたり約800 MWe、計8基)合計でグロス7,276 MW、ネット6,232 MWであった。もう1つの(より小規模な)大規模化はブルース発電所に似たダーリントン原子力発電所の設計につながったが、4基の原子炉ステーションで1基あたり約880 MWeを送り届けた。
ピカリングの設計がCANDU-6に発展した場合と同様に、ブルースの設計は同様のCANDU-9にも発展した。CANDU-6と同様に、CANDU-9は基本的にブルースの設計を再パッケージ化したものであるため、単一の原子炉ユニットとして構築できる。(こんにちまで)CANDU-9原子炉は建設されていない。
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。
カナダ初の重水減速設計はZEEPであり、第二次世界大戦の終戦直後に運用を開始した。ZEEPは1947年のNRXや1957年のNRUなど、他のいくつかの実験機がこれに加わった。これらの努力は最初のCANDU型原子炉(オンタリオ州ロルフトンにあるNuclear Power Demonstration (NPD))につながった。これは概念実証を目的としており定格はわずか22 MWeであり、商用発電炉としては非常に低出力である。NPDはカナダ初の原子力発電を行い、1962年から1987年まで正常に稼働した。
2台目CANDUは(オンタリオ州キンカーディン(Kincardine)近郊に位置し定格約200 MWeのよりパワフルなバージョンである)ダグラス・ポイント(Douglas Point)原子炉だった。1968年に就役し1984年まで稼働した。CANDUステーションの中でもユニークな点として、ダグラス・ポイントには原子炉が運転中であっても、原子炉の東面が見える油で満たされた窓があった。ダグラス・ポイントは当初2ユニットのステーションとして計画されていたが、しかしピカリング(Pickering)でのより大きな515 MWeユニットの成功により、2番目のユニットはキャンセルされた。
ケベック州トロワ・リヴィエール(Trois-Rivières)近く、ベカンクール(Bécancour)にあるジャンティイ1号機(Gentilly-1)は実験的なCANDUのバージョンでもあり、沸騰軽水冷却材と垂直圧力管を使用していたが、成功したとは見なされず7年間の断続的な運用の後に閉鎖された。