a nyomás alatt álló vizes reaktorokhoz, mint minden termikus reaktorhoz, a gyors hasadási neutronokat le kell lassítani (ezt a folyamatot moderálásnak vagy hőkezelésnek nevezik) annak érdekében, hogy kölcsönhatásba lépjenek a nukleáris üzemanyaggal és fenntartsák a láncreakciót. A PWR-kben a hűtőfolyadék vizet moderátorként használják azáltal, hogy hagyják, hogy a neutronok többször ütközjenek a vízben lévő könnyű hidrogénatomokkal, elveszítve a sebességet a folyamat során. A neutronok ilyen “moderálása” gyakrabban fordul elő, ha a víz sűrűbb (több ütközés következik be). A víz moderátorként való használata a PWR — ek fontos biztonsági jellemzője, mivel a hőmérséklet emelkedése a víz tágulását okozhatja, nagyobb hézagokat eredményezve a vízmolekulák között és csökkentve a hőtermelés valószínűségét-ezáltal csökkentve a neutronok lelassulásának mértékét, ezáltal csökkentve a reaktor reakcióképességét. Ezért, ha a reaktivitás a normálisnál nagyobbra nő, a neutronok csökkent mérséklődése a láncreakció lelassulását eredményezi, kevesebb hőt termel. Ez a tulajdonság, amelyet negatív hőmérsékleti reaktivitási együtthatónak neveznek, a PWR reaktorokat nagyon stabilvá teszi. Ezt a folyamatot önszabályozásnak nevezik, azaz minél forróbbá válik a hűtőfolyadék, annál kevésbé reagál a berendezés, és a kompenzáció érdekében kissé leállítja magát, és fordítva. Így a növény egy adott hőmérséklet körül szabályozza magát, amelyet a vezérlőrudak helyzete határoz meg.
ezzel szemben a Csernobilban használt RBMK reaktor kialakítása, amely víz helyett grafitot használ moderátorként, és forró vizet használ hűtőfolyadékként, nagy pozitív hőreaktivitási együtthatóval rendelkezik, amely növeli a hőtermelést, amikor a hűtőfolyadék vízhőmérséklete növekszik. Ez az RBMK kialakítását kevésbé stabilvá teszi, mint a nyomás alatt álló vízreaktorok. Amellett, hogy lassítja a neutronokat, amikor moderátorként szolgál, a víznek is van egy tulajdonsága, hogy elnyeli a neutronokat, bár kisebb mértékben. Amikor a hűtőfolyadék vízhőmérséklete növekszik, a forráspont növekszik, ami üregeket hoz létre. Így kevesebb víz van a termikus neutronok elnyelésére, amelyeket a grafit moderátor már lelassított, ami növeli a reaktivitást. Ezt a tulajdonságot a reaktivitás ürességi együtthatójának nevezik, és egy olyan RBMK reaktorban, mint Csernobil, az ürességi együttható pozitív, és meglehetősen nagy, ami gyors tranzienseket okoz.Ezt az RBMK reaktorra jellemző kialakítást általában a csernobili katasztrófa egyik okának tekintik.
a nehézvíz nagyon alacsony neutronabszorpcióval rendelkezik, ezért a nehézvizes reaktorok általában pozitív ürességi együtthatóval rendelkeznek, bár a CANDU reaktor kialakítása enyhíti ezt a problémát dúsítatlan, természetes urán felhasználásával; ezeket a reaktorokat számos passzív biztonsági rendszerrel is tervezték, amelyek nem találhatók meg az eredeti RBMK kivitelben.
a PWR-eket úgy tervezték, hogy alulmoderált állapotban tartsák, ami azt jelenti, hogy van hely a megnövekedett vízmennyiségnek vagy sűrűségnek a moderálás további növelésére, mert ha a moderáció közel van a telítettséghez, akkor a moderátor/hűtőfolyadék sűrűségének csökkenése jelentősen csökkentheti a neutron abszorpcióját, miközben csak kissé csökkenti a moderálást, így az ürességi együttható pozitív. A könnyű víz valójában valamivel erősebb neutron moderátor, mint a nehézvíz, bár a nehézvíz neutronabszorpciója sokkal alacsonyabb. E két tény miatt a könnyűvizes reaktorok viszonylag kis moderátor térfogatúak, ezért kompakt magokkal rendelkeznek. Az egyik következő generációs kialakítás, a szuperkritikus vízreaktor, még kevésbé moderált. A kevésbé moderált neutronenergia-spektrum rontja a 235U és különösen a 239pu befogási/hasadási arányát, ami azt jelenti, hogy több hasadó atommag nem képes hasadni a neutron abszorpcióján, ehelyett a neutron nehezebb, nem széteső izotópgá válik, egy vagy több neutron pazarlásával és a nehéz transzurán aktinidok felhalmozódásával, amelyek közül néhánynak hosszú a felezési ideje.
Üzemanyagszerkesztés
dúsítás után az urán-dioxidot (UO
2) magas hőmérsékletű, szinterező kemencében égetik el, hogy dúsított urán-dioxidból kemény, kerámia pelleteket hozzanak létre. A hengeres pelleteket ezután korrózióálló cirkónium-fémötvözet Cirkálóba burkolják, amelyeket héliummal töltenek fel a hővezetés elősegítése és a szivárgások észlelése érdekében. A Zircaloy mechanikai tulajdonságai és alacsony abszorpciós keresztmetszete miatt van kiválasztva. A kész üzemanyagrudakat üzemanyag-szerelvényekbe, úgynevezett üzemanyag-kötegekbe csoportosítják, amelyeket aztán a reaktor magjának felépítésére használnak. Egy tipikus PWR üzemanyag-szerelvényei egyenként 200-300 rudak, egy nagy reaktorban pedig körülbelül 150-250 ilyen szerelvény lenne, összesen 80-100 tonna uránnal. Általában az üzemanyag-kötegek 14-14-17-17-es csomagban lévő üzemanyag-rudakból állnak. A PWR 900-1600 MWe nagyságrendű. A PWR üzemanyagcsomagok körülbelül 4 méter hosszúak.
a legtöbb kereskedelmi PWR utántöltése 18-24 hónapos ciklusban történik. A mag körülbelül egyharmadát cserélik minden tankoláskor, bár néhány modernebb tankolási rendszer néhány napra csökkentheti a tankolási időt, és lehetővé teszi a tankolás rövidebb gyakorisággal történő elvégzését.
ControlEdit
a pwrs reaktor teljesítmény lehet tekinteni, mint a következő gőz (turbina) kereslet miatt a reaktivitás visszacsatolás a hőmérséklet-változás okozta megnövekedett vagy csökkent gőz áramlását. (Lásd: negatív hőmérsékleti együttható.) Bór és kadmium szabályozó rudakat használnak az elsődleges rendszer hőmérsékletének a kívánt ponton tartására. A teljesítmény csökkentése érdekében a kezelő fojtja a turbina bemeneti szelepeit. Ez azt eredményezné, hogy kevesebb gőzt vonnának le a gőzfejlesztőkből. Ennek eredményeként az elsődleges hurok hőmérséklete növekszik. A magasabb hőmérséklet hatására a primer reaktor hűtőközegének sűrűsége csökken, ami nagyobb neutronsebességet tesz lehetővé, így kisebb a hasadás és csökken a teljesítmény. Ez a teljesítménycsökkenés végül azt eredményezi, hogy az elsődleges rendszer hőmérséklete visszatér a korábbi egyensúlyi állapotba. A kezelő bórsav hozzáadásával és/vagy a vezérlőrudak mozgatásával szabályozhatja az állandó üzemi hőmérsékletet.
a reaktivitás beállítása a 100% – os teljesítmény fenntartása érdekében, amikor az üzemanyag a legtöbb kereskedelmi PWR-ben elégetésre kerül, általában az elsődleges reaktor hűtőfolyadékában oldott bórsav koncentrációjának változtatásával érhető el. A bór könnyen elnyeli a neutronokat, ezért koncentrációjának növelése vagy csökkentése a reaktor hűtőfolyadékában ennek megfelelően befolyásolja a neutronaktivitást. A nagynyomású szivattyúkat magában foglaló teljes vezérlőrendszerre (általában töltő-és leeresztő rendszernek nevezik) szükség van a víz eltávolítására a nagynyomású primer hurokból, és a vizet különböző koncentrációjú bórsavval vissza kell fecskendezni. A reaktor tartályfején keresztül közvetlenül az üzemanyag-kötegekbe behelyezett reaktorvezérlő rudakat a következő okok miatt mozgatják:a reaktor beindításához,a reaktor elsődleges nukleáris reakcióinak leállításához, a rövid távú tranziensek, például a turbina terhelésének változásai elhelyezéséhez
a vezérlőrudak felhasználhatók a nukleáris méregkészlet kompenzálására és a nukleáris üzemanyag kimerülésének kompenzálására is. Ezeket a hatásokat azonban általában az elsődleges hűtőfolyadék bórsav koncentrációjának megváltoztatásával lehet kezelni.
ezzel szemben a BWR-ek nem tartalmaznak bórt a reaktor hűtőközegében, és a reaktor hűtőközeg áramlási sebességének beállításával szabályozzák a reaktor teljesítményét.