tlakovodní reaktory, stejně jako všechny tepelný reaktor vzory, vyžadují rychlé štěpení neutrony se zpomalí (proces se nazývá mírou nebo thermalizing) v zájmu komunikovat s jaderným palivem a udržení řetězové reakce. V PWRs chladicí voda se používá jako moderátor tím, že neutrony podstoupit několik kolizí s lehkými atomy vodíku ve vodě, ztrácí rychlost v procesu. K tomuto „moderování“ neutronů dojde častěji, když je voda hustší(dojde k více kolizím). Použití vody jako moderátor je důležitým bezpečnostním prvkem PWRs, jako zvýšení teploty může způsobit, že voda rozšiřovat, dávat větší „mezery“ mezi vodní molekuly a snížení pravděpodobnosti thermalization — čímž se snižuje rozsah, v němž neutrony jsou zpomaleny a tím snížení reaktivity v reaktoru. Pokud se tedy reaktivita zvýší nad normální hodnotu, snížené moderování neutronů způsobí zpomalení řetězové reakce a produkuje méně tepla. Tato vlastnost, známá jako záporný teplotní koeficient reaktivity, činí reaktory PWR velmi stabilní. Tento proces se označuje jako „samoregulační“, tj. čím je chladicí kapalina teplejší, tím méně reaktivní se rostlina stává, mírně se vypíná, aby kompenzovala a naopak. Zařízení se tak řídí kolem dané teploty nastavené polohou řídicích tyčí.
V kontrastu, RBMK reaktor design použit v Černobylu, který používá grafit místo vody jako moderátor a používá vroucí vody jako chladící kapaliny, má velký kladný teplotní koeficient reaktivity, který zvyšuje tvorbu tepla, kdy chladicí kapaliny teploty vody zvýšit. Díky tomu je konstrukce RBMK méně stabilní než tlakovodní reaktory. Kromě své vlastnosti zpomalení neutronů, když slouží jako moderátor, má voda také schopnost absorbovat neutrony, i když v menší míře. Když se teplota chladicí vody zvyšuje, teplota varu se zvyšuje, což vytváří dutiny. Existuje tedy méně vody k absorpci tepelných neutronů, které již byly moderátorem grafitu zpomaleny, což způsobuje zvýšení reaktivity. Tato vlastnost se nazývá void koeficient reaktivity a v reaktoru RBMK, jako je Černobyl, je koeficient void pozitivní a poměrně velký, což způsobuje rychlé přechodné jevy.Tato konstrukční charakteristika reaktoru RBMK je obecně považována za jednu z několika příčin černobylské katastrofy.
Těžká voda má velmi nízkou neutronové absorpce, tak těžká voda reaktory mají tendenci mít pozitivní void koeficient, i když CANDU reaktoru design zmírňuje tento problém tím, že používání nezdokonalených, přírodní uran; tyto reaktory jsou také navrženy s řadou pasivní bezpečnostní systémy, které nejsou uvedeny v původním RBMK design.
PWRs jsou navrženy tak, aby být zachovány v undermoderated státu, což znamená, že existuje prostor pro zvýšení objemu vody nebo hustotu dále zvyšovat mírou, protože pokud moderování byly v blízkosti nasycení, pak snížení hustoty moderátor/chladicí kapaliny může snížit neutronové absorpce výrazně, zatímco snížení moderování jen mírně, takže void koeficient pozitivní. Lehká voda je ve skutečnosti poněkud silnějším moderátorem neutronů než těžká voda, i když absorpce neutronů těžké vody je mnohem nižší. Kvůli těmto dvěma skutečnostem mají lehké vodní reaktory relativně malý objem moderátoru, a proto mají kompaktní jádra. Jeden návrh nové generace, superkritický vodní reaktor, je ještě méně moderován. Méně moderované neutronové energetické spektrum se zhorší capture/štěpení poměr 235U a zejména 239Pu, což znamená, že více štěpných jader nepodaří štěpení na neutronové absorpce a místo toho zachytit neutron, aby se stal těžší nonfissile izotop, ztrácet jeden nebo více neutronů a zvýšení akumulace těžkých transuranových aktinoidů, z nichž některé mají dlouhé poločasy.
FuelEdit
Po obohacování uranu uhličitého (UO
2) prášek je vyhozen v high-teplota, slinování pece k vytvoření pevné, keramických pelet obohacený uran uhličitý. Válcové pelety jsou pak oblečený v korozi-odolné kovové zirkonium slitiny Zircaloy, která jsou naplněna heliem na podporu tepla a detekci úniků. Zircaloy je vybrán kvůli svým mechanickým vlastnostem a nízkému absorpčnímu průřezu. Hotové palivové tyče jsou seskupeny do palivových sestav, nazývaných palivové svazky, které se pak používají k vybudování jádra reaktoru. Typický PWR má palivové sestavy po 200 až 300 tyčích a velký reaktor by měl asi 150-250 takových sestav s 80-100 tunami uranu. Obecně se palivové svazky skládají z palivových tyčí svázaných 14 × 14 až 17 × 17. PWR produkuje řádově 900 až 1600 MWe. Palivové svazky PWR mají délku asi 4 metry.
tankování pro většinu komerčních PWR je v měsíčním cyklu 18-24. Přibližně jedna třetina jádra je nahrazena každým tankováním, i když některé modernější systémy doplňování paliva mohou zkrátit dobu doplňování paliva na několik dní a umožnit doplňování paliva s kratší periodicitou.
ControlEdit
V PWRs výkon reaktoru může být viděn jako následující páry (turbína) poptávka vzhledem k reaktivitě zpětnou vazbu na změny teploty způsobené zvýšené nebo snížené proudění páry. (Viz: záporný teplotní koeficient.) Řídicí tyče boru a kadmia se používají k udržení teploty primárního systému v požadovaném bodě. Za účelem snížení výkonu obsluha škrtí uzavírací přívodní ventily turbíny. To by vedlo k tomu, že by z parních generátorů bylo odebíráno méně páry. To má za následek zvýšení teploty primární smyčky. Vyšší teplota způsobuje pokles hustoty chladicí vody primárního reaktoru, což umožňuje vyšší rychlosti neutronů, tedy menší štěpení a snížený výkon. Tento pokles výkonu nakonec povede k tomu, že se teplota primárního systému vrátí na předchozí hodnotu v ustáleném stavu. Obsluha může regulovat provozní teplotu v ustáleném stavu přidáním kyseliny borité a / nebo pohybem řídicích tyčí.
Reaktivita úprava pro udržení 100% energie jako palivo se spálí ve většině komerčních PWRs je obvykle dosaženo tím, že mění koncentrace kyseliny borité se rozpustí v primární chlazení reaktoru. Bór snadno absorbuje neutrony a zvýšení nebo snížení jeho koncentrace v chladivu reaktoru proto odpovídajícím způsobem ovlivní neutronovou aktivitu. Celý kontrolní systém zahrnující vysoký tlak čerpadla (obvykle nazývá nabíjení a zklamání systém), je nutné k odstranění vody z vysokotlakého primární smyčky a re-aplikovat vodu zpět v s rozdílnou koncentrací kyseliny borité. Řídicí tyče reaktoru, Vložené hlavou reaktorové nádoby přímo do svazků paliva, se pohybují z následujících důvodů:na start reaktoru,vypnout primární jaderné reakce v reaktoru,aby se přizpůsobila krátkodobé přechodové jevy, jako jsou změny zatížení turbíny,
ovládací tyče mohou být také použita ke kompenzaci za jaderné jed zásob a kompenzovat vyčerpání jaderného paliva. Tyto účinky jsou však obvykle přizpůsobeny změnou koncentrace kyseliny borité v primárním chladivu.
naproti tomu BWR nemají v chladivu reaktoru Žádný Bor a řídí výkon reaktoru úpravou průtoku chladicí kapaliny reaktoru.