Les réacteurs à eau pressurisée, comme toutes les conceptions de réacteurs thermiques, nécessitent que les neutrons de fission rapide soient ralentis (un processus appelé modération ou thermalisation) afin d’interagir avec le combustible nucléaire et de soutenir la réaction en chaîne. Dans les SRP, l’eau de refroidissement est utilisée comme modérateur en laissant les neutrons subir de multiples collisions avec des atomes d’hydrogène légers dans l’eau, perdant de la vitesse dans le processus. Cette « modération » des neutrons se produira plus souvent lorsque l’eau sera plus dense (plus de collisions se produiront). L’utilisation de l’eau en tant que modérateur est une caractéristique de sécurité importante des PWR, car une augmentation de la température peut provoquer une dilatation de l’eau, créant de plus grands « espaces » entre les molécules d’eau et réduisant la probabilité de thermalisation — réduisant ainsi la mesure dans laquelle les neutrons sont ralentis et donc la réactivité dans le réacteur. Par conséquent, si la réactivité augmente au-delà de la normale, la modération réduite des neutrons entraînera un ralentissement de la réaction en chaîne, produisant moins de chaleur. Cette propriété, connue sous le nom de coefficient de réactivité en température négative, rend les réacteurs PWR très stables. Ce processus est appelé « Autorégulateur », c’est-à-dire que plus le liquide de refroidissement devient chaud, moins l’installation devient réactive, se fermant légèrement pour compenser et vice versa. Ainsi, l’installation se commande autour d’une température donnée réglée par la position des barres de commande.
En revanche, la conception du réacteur RBMK utilisée à Tchernobyl, qui utilise du graphite au lieu de l’eau comme modérateur et utilise de l’eau bouillante comme réfrigérant, a un coefficient thermique positif élevé de réactivité qui augmente la production de chaleur lorsque la température de l’eau de refroidissement augmente. Cela rend la conception RBMK moins stable que les réacteurs à eau sous pression. En plus de sa propriété de ralentir les neutrons lorsqu’elle sert de modérateur, l’eau a également la propriété d’absorber les neutrons, quoique dans une moindre mesure. Lorsque la température de l’eau de refroidissement augmente, l’ébullition augmente, ce qui crée des vides. Il y a donc moins d’eau pour absorber les neutrons thermiques qui ont déjà été ralentis par le modérateur de graphite, provoquant une augmentation de la réactivité. Cette propriété s’appelle le coefficient de vide de réactivité, et dans un réacteur RBMK comme Tchernobyl, le coefficient de vide est positif et assez important, provoquant des transitoires rapides.Cette caractéristique de conception du réacteur RBMK est généralement considérée comme l’une des nombreuses causes de la catastrophe de Tchernobyl.
L’eau lourde a une très faible absorption neutronique, de sorte que les réacteurs à eau lourde ont tendance à avoir un coefficient de vide positif, bien que la conception du réacteur CANDU atténue ce problème en utilisant de l’uranium naturel non enrichi; ces réacteurs sont également conçus avec un certain nombre de systèmes de sûreté passive que l’on ne trouve pas dans la conception originale du RBMK.
Les PWR sont conçus pour être maintenus dans un état sous-modéré, ce qui signifie qu’il y a de la place pour une augmentation du volume ou de la densité de l’eau pour augmenter encore la modération, car si la modération était proche de la saturation, une réduction de la densité du modérateur / du liquide de refroidissement pourrait réduire considérablement l’absorption des neutrons tout en réduisant légèrement la modération, rendant le coefficient de vide positif. De plus, l’eau légère est en fait un modérateur de neutrons un peu plus puissant que l’eau lourde, bien que l’absorption des neutrons de l’eau lourde soit beaucoup plus faible. En raison de ces deux faits, les réacteurs à eau légère ont un volume de modérateur relativement faible et ont donc des cœurs compacts. Une conception de nouvelle génération, le réacteur à eau supercritique, est encore moins modérée. Un spectre d’énergie neutronique moins modéré aggrave le rapport capture / fission du 235U et en particulier du 239Pu, ce qui signifie que plus de noyaux fissiles ne parviennent pas à fissionner lors de l’absorption des neutrons et capturent plutôt le neutron pour devenir un isotope non fissile plus lourd, gaspillant un ou plusieurs neutrons et augmentant l’accumulation d’actinides transuraniques lourds, dont certains ont de longues demi-vies.
Combustible
Après enrichissement, la poudre de dioxyde d’uranium (UO
2) est cuite dans un four de frittage à haute température pour créer des pastilles céramiques dures de dioxyde d’uranium enrichi. Les pastilles cylindriques sont ensuite revêtues d’un zircaloy en alliage métallique de zirconium résistant à la corrosion qui est remblayé d’hélium pour faciliter la conduction thermique et détecter les fuites. Le zircaloy est choisi en raison de ses propriétés mécaniques et de sa faible section d’absorption. Les crayons combustibles finis sont regroupés dans des assemblages combustibles, appelés faisceaux de combustibles, qui sont ensuite utilisés pour construire le cœur du réacteur. Un PWR typique a des assemblages combustibles de 200 à 300 barres chacun, et un grand réacteur aurait environ 150 à 250 assemblages de ce type avec 80 à 100 tonnes d’uranium en tout. Généralement, les faisceaux de combustible sont constitués de crayons combustibles empaquetés de 14 × 14 à 17 × 17. Un PWR produit de l’ordre de 900 à 1 600 MWe. Les faisceaux de carburant PWR mesurent environ 4 mètres de long.
Le ravitaillement de la plupart des REP commerciaux se fait sur un cycle de 18 à 24 mois. Environ un tiers du noyau est remplacé à chaque ravitaillement, bien que certains systèmes de ravitaillement plus modernes puissent réduire le temps de ravitaillement à quelques jours et permettre le ravitaillement à une périodicité plus courte.
ControlEdit
Dans la puissance du réacteur PWRs peut être considérée comme suivant la demande de vapeur (turbine) en raison du retour de réactivité du changement de température causé par une augmentation ou une diminution du débit de vapeur. (Voir : Coefficient de température négatif.) Des tiges de contrôle du bore et du cadmium sont utilisées pour maintenir la température du système primaire au point souhaité. Afin de diminuer la puissance, l’opérateur étrangle les soupapes d’admission de la turbine. Cela entraînerait moins de vapeur extraite des générateurs de vapeur. Il en résulte une augmentation de la température de la boucle primaire. La température plus élevée entraîne une diminution de la densité de l’eau de refroidissement du réacteur primaire, ce qui permet des vitesses de neutrons plus élevées, donc moins de fission et une diminution de la puissance de sortie. Cette diminution de puissance entraînera éventuellement un retour de la température du système primaire à sa valeur d’équilibre précédente. L’opérateur peut contrôler la température de fonctionnement en régime permanent par addition d’acide borique et/ou mouvement des barres de commande.
L’ajustement de la réactivité pour maintenir une puissance de 100% lorsque le combustible est brûlé dans la plupart des réacteurs à eau courante commerciaux est normalement obtenu en faisant varier la concentration d’acide borique dissous dans le liquide de refroidissement primaire du réacteur. Le bore absorbe facilement les neutrons et l’augmentation ou la diminution de sa concentration dans le liquide de refroidissement du réacteur affectera donc l’activité neutronique de manière correspondante. Un système de contrôle complet impliquant des pompes à haute pression (généralement appelé système de charge et de descente) est nécessaire pour éliminer l’eau de la boucle primaire à haute pression et réinjecter l’eau avec des concentrations différentes d’acide borique. Les barres de commande du réacteur, insérées à travers la tête de la cuve du réacteur directement dans les faisceaux de combustible, sont déplacées pour les raisons suivantes:pour démarrer le réacteur, pour arrêter les réactions nucléaires primaires dans le réacteur, pour s’adapter aux transitoires à court terme, tels que les changements de charge sur la turbine,
Les barres de contrôle peuvent également être utilisées pour compenser l’inventaire de poison nucléaire et pour compenser l’épuisement du combustible nucléaire. Cependant, ces effets sont plus généralement pris en compte en modifiant la concentration d’acide borique du liquide de refroidissement primaire.
En revanche, les BWR ne contiennent pas de bore dans le liquide de refroidissement du réacteur et contrôlent la puissance du réacteur en ajustant le débit du liquide de refroidissement du réacteur.