Druckwasserreaktoren erfordern wie alle thermischen Reaktordesigns, dass die schnellen Spaltneutronen verlangsamt werden (ein Prozess, der als Moderation oder Thermalisierung bezeichnet wird), um mit dem Kernbrennstoff zu interagieren und die Kettenreaktion aufrechtzuerhalten. In PWRs wird das Kühlwasser als Moderator verwendet, indem die Neutronen mehrfach mit leichten Wasserstoffatomen im Wasser kollidieren und dabei an Geschwindigkeit verlieren. Diese „Moderation“ von Neutronen tritt häufiger auf, wenn das Wasser dichter ist (es treten mehr Kollisionen auf). Die Verwendung von Wasser als Moderator ist ein wichtiges Sicherheitsmerkmal von PWRs, da eine Temperaturerhöhung dazu führen kann, dass sich das Wasser ausdehnt, wodurch größere Lücken zwischen den Wassermolekülen entstehen und die Wahrscheinlichkeit einer Thermalisierung verringert wird. Wenn die Reaktivität über den Normalwert hinaus zunimmt, verlangsamt sich die Kettenreaktion durch die verringerte Moderation der Neutronen, wodurch weniger Wärme erzeugt wird. Diese Eigenschaft, bekannt als der negative Temperaturkoeffizient der Reaktivität, macht PWR-Reaktoren sehr stabil. Dieser Prozess wird als ’selbstregulierend‘ bezeichnet, d.h. je heißer das Kühlmittel wird, desto weniger reaktiv wird die Anlage, die sich zum Ausgleich leicht abschaltet und umgekehrt. Somit regelt sich die Anlage um eine vorgegebene Temperatur, die durch die Position der Steuerstäbe eingestellt wird.
Im Gegensatz dazu hat das in Tschernobyl verwendete RBMK-Reaktordesign, das Graphit anstelle von Wasser als Moderator und kochendes Wasser als Kühlmittel verwendet, einen großen positiven thermischen Reaktivitätskoeffizienten, der die Wärmeerzeugung bei steigenden Kühlwassertemperaturen erhöht. Dies macht das RBMK-Design weniger stabil als Druckwasserreaktoren. Zusätzlich zu seiner Eigenschaft, Neutronen zu verlangsamen, wenn es als Moderator dient, hat Wasser auch die Eigenschaft, Neutronen zu absorbieren, wenn auch in geringerem Maße. Wenn die Kühlwassertemperatur ansteigt, nimmt das Kochen zu, wodurch Hohlräume entstehen. Somit gibt es weniger Wasser, um thermische Neutronen zu absorbieren, die bereits durch den Graphitmoderator verlangsamt wurden, was zu einer Erhöhung der Reaktivität führt. Diese Eigenschaft wird als Void-Koeffizient der Reaktivität bezeichnet, und in einem RBMK-Reaktor wie Tschernobyl ist der Void-Koeffizient positiv und ziemlich groß, was schnelle Transienten verursacht.Dieses Konstruktionsmerkmal des RBMK-Reaktors wird allgemein als eine von mehreren Ursachen für die Katastrophe von Tschernobyl angesehen.
Schweres Wasser hat eine sehr geringe Neutronenabsorption, so dass Schwerwasserreaktoren tendenziell einen positiven Hohlraumkoeffizienten haben, obwohl das CANDU-Reaktordesign dieses Problem durch die Verwendung von nicht angereichertem, natürlichem Uran mildert; Diese Reaktoren sind auch mit einer Reihe von passiven Sicherheitssystemen ausgestattet, die im ursprünglichen RBMK-Design nicht enthalten sind.
PWRs sind so konzipiert, dass sie in einem untermoderierten Zustand gehalten werden, was bedeutet, dass Raum für ein erhöhtes Wasservolumen oder eine erhöhte Dichte besteht, um die Moderation weiter zu erhöhen, denn wenn die Moderation nahe der Sättigung wäre, könnte eine Verringerung der Dichte des Moderators / Kühlmittels die Neutronenabsorption signifikant reduzieren, während die Moderation nur geringfügig reduziert wird, wodurch der Leerheitskoeffizient positiv wird. Außerdem ist leichtes Wasser tatsächlich ein etwas stärkerer Moderator von Neutronen als schweres Wasser, obwohl die Neutronenabsorption von schwerem Wasser viel geringer ist. Aufgrund dieser beiden Tatsachen haben Leichtwasserreaktoren ein relativ kleines Moderatorvolumen und daher kompakte Kerne. Ein Design der nächsten Generation, der überkritische Wasserreaktor, ist noch weniger moderiert. Ein weniger moderiertes Neutronenenergiespektrum verschlechtert das Einfang- / Spaltverhältnis für 235U und insbesondere 239Pu, was bedeutet, dass mehr spaltbare Kerne bei der Neutronenabsorption nicht spalten und stattdessen das Neutron einfangen, um ein schwereres nicht spaltbares Isotop zu werden, ein oder mehrere Neutronen zu verschwenden und die Akkumulation schwerer transuraner Aktiniden zu erhöhen, von denen einige lange Halbwertszeiten haben.
Brennstoff
Nach der Anreicherung wird das Urandioxidpulver (UO
2) in einem Hochtemperatur-Sinterofen gebrannt, um harte keramische Pellets aus angereichertem Urandioxid herzustellen. Die zylindrischen Pellets werden dann mit einer korrosionsbeständigen Zirkoniummetalllegierung Zircaloy verkleidet, die mit Helium verfüllt wird, um die Wärmeleitung zu unterstützen und Leckagen zu erkennen. Zircaloy wird wegen seiner mechanischen Eigenschaften und seines niedrigen Absorptionsquerschnitts gewählt. Die fertigen Brennstäbe werden in Brennelementen gruppiert, genannt Brennstoffbündel, die dann verwendet werden, um den Kern des Reaktors zu bauen. Ein typischer PWR hat Brennelemente von jeweils 200 bis 300 Stäben, und ein großer Reaktor hätte etwa 150-250 solcher Baugruppen mit insgesamt 80-100 Tonnen Uran. Im Allgemeinen bestehen die Brennstoffbündel aus Brennstäben, die 14 ×14 bis 17×17 gebündelt sind. Ein PWR produziert in der Größenordnung von 900 bis 1.600 MWe. PWR-Kraftstoffbündel sind etwa 4 Meter lang.
Betankungen für die meisten kommerziellen PWRs ist auf einem 18-24 Monats-Zyklus. Ungefähr ein Drittel des Kerns wird jedes Tanken ersetzt, obwohl einige modernere Betankungsschemata die Betankungszeit auf einige Tage reduzieren und das Betanken mit einer kürzeren Periodizität ermöglichen können.
ControlEdit
In PWRs Reaktorleistung kann als folgende Dampf (Turbine) Nachfrage aufgrund der Reaktivität Feedback der Temperaturänderung durch erhöhte oder verringerte Dampfdurchfluss verursacht angesehen werden. (Siehe: Negativer Temperaturkoeffizient. Bor- und Cadmiumkontrollstäbe werden verwendet, um die Primärsystemtemperatur am gewünschten Punkt zu halten. Um die Leistung zu verringern, drosselt der Bediener die Turbineneinlassventile. Dies würde dazu führen, dass weniger Dampf aus den Dampferzeugern gezogen wird. Dies führt zu einer Temperaturerhöhung der Primärschleife. Die höhere Temperatur bewirkt, dass die Dichte des primären Reaktorkühlwasser zu verringern, so dass höhere Neutronengeschwindigkeiten, damit weniger Spaltung und verringerte Leistung. Diese Leistungsabnahme führt schließlich dazu, dass die Primärsystemtemperatur auf ihren vorherigen stationären Wert zurückkehrt. Der Bediener kann die stationäre Betriebstemperatur durch Zugabe von Borsäure und / oder Bewegung von Steuerstäben steuern.
Die Einstellung der Reaktivität zur Aufrechterhaltung einer Leistung von 100% beim Verbrennen des Brennstoffs in den meisten kommerziellen PWRs wird normalerweise durch Variieren der Konzentration von Borsäure erreicht, die im primären Reaktorkühlmittel gelöst ist. Bor absorbiert leicht Neutronen und eine Erhöhung oder Verringerung seiner Konzentration im Reaktorkühlmittel wirkt sich daher entsprechend auf die Neutronenaktivität aus. Ein ganzes Steuerungssystem mit Hochdruckpumpen (normalerweise als Lade- und Entspannungssystem bezeichnet) ist erforderlich, um Wasser aus dem Hochdruck-Primärkreislauf zu entfernen und das Wasser mit unterschiedlichen Borsäurekonzentrationen wieder einzuspritzen. Die durch den Reaktorkesselkopf direkt in die Brennstoffbündel eingesetzten Reaktorsteuerstäbe werden aus folgenden Gründen bewegt:zum Anfahren des Reaktors, zum Abschalten der primären Kernreaktionen im Reaktor, zum Aufnehmen kurzfristiger Transienten, wie Änderungen der Last auf der Turbine,
Die Steuerstäbe können auch verwendet werden, um das Inventar des Kerngifts zu kompensieren und die Erschöpfung des Kernbrennstoffs zu kompensieren. Diese Effekte werden jedoch in der Regel durch Veränderung der Borsäurekonzentration des Primärkühlmittels ausgeglichen.
Im Gegensatz dazu haben BWRs kein Bor im Reaktorkühlmittel und steuern die Reaktorleistung durch Einstellen der Reaktorkühlmittelflussrate.