加圧水型原子炉は、すべての熱原子炉の設計と同様に、核燃料と相互作用し、連鎖反応を維持するために、高速核分裂中性子を減速させる（節度または熱化と呼ばれるプロセス）必要とする。 PWRsでは、冷却水は、中性子が水中の軽水素原子と複数の衝突を受け、その過程で速度を失うことによって減速材として使用される。 中性子のこの「減速」は、水がより密であるとき（より多くの衝突が起こる）より頻繁に起こるでしょう。 減速材としての水の使用は、温度の上昇により水が膨張し、水分子間の”ギャップ”が大きくなり、熱化の確率が低下し、中性子が減速する程度が減少し、反応器内の反応性が低下する可能性があるため、Pwrの重要な安全性の特徴である。 したがって、反応性が通常を超えて増加すると、中性子の緩和が減少すると連鎖反応が遅くなり、熱が少なくなります。 反応性の負の温度係数として知られているこの特性は、PWR反応器を非常に安定にする。 このプロセスは”自己調整”と言われます、すなわち冷却剤がより熱いほど、より少なく反応植物はなり、償うためにそれ自身をわずかに締めます逆に。 従って植物は制御棒の位置によって置かれるある特定の温度のまわりでそれ自身を制御する。
対照的に、チェルノブイリで使用されているRBMK原子炉の設計では、減速材として水の代わりにグラファイトを使用し、冷却水として沸騰水を使用していますが、冷却水の温度が上昇すると発熱を増加させる大きな正の熱反応係数を持っています。 これにより、RBMKの設計は加圧水型原子炉よりも安定性が低くなります。 減速材として働くときに中性子を減速させるその性質に加えて、水はまた、程度は低いが中性子を吸収する性質を有する。 冷却水の温度が上昇すると、沸騰が増加し、ボイドが生成される。 したがって、グラファイト減速材によって既に減速されている熱中性子を吸収する水が少なくなり、反応性が増加する。 この性質は反応性のボイド係数と呼ばれ、チェルノブイリのようなRBMK原子炉では、ボイド係数は正であり、かなり大きく、急速な過渡現象を引き起こす。RBMK原子炉のこの設計特性は、一般的にチェルノブイリ災害のいくつかの原因の一つとして見られています。
重水は中性子吸収が非常に低いため、重水原子炉は正のボイド係数を持つ傾向がありますが、CANDU原子炉の設計は非濃縮の天然ウランを使用するこ
Pwrは劣化状態に維持されるように設計されており、節度が飽和に近い場合、減速材/冷却材の密度を低下させると中性子吸収が大幅に減少し、節度がわずかに減少し、ボイド係数が正になるため、節度をさらに増加させるための水量または密度の増加の余地があることを意味している。 また、軽水は実際には重水よりも中性子のやや強い減速材ですが、重水の中性子吸収ははるかに低いです。 これらの二つの事実のために、軽水炉は比較的小さな減速材体積を有し、したがってコンパクトなコアを有する。 次の世代の設計である超臨界水炉は、さらに緩和されていません。 中性子エネルギースペクトルが緩やかでないと、235U、特に239Puの捕獲/核分裂比が悪化し、より多くの核分裂性核が中性子吸収で核分裂することができず、代わりに中性子を捕獲してより重い非解離性同位体になり、1つ以上の中性子を無駄にし、重い超ウランアクチニドの蓄積が増加し、そのうちのいくつかは長い半減期を有する。
燃料
濃縮後、二酸化ウラン（UO
2）粉末を高温焼結炉で焼成し、濃縮された二酸化ウランの硬質セラミックペレットを作成します。 円柱餌は熱伝導を助け、漏出を検出するためにヘリウムと埋め戻される防蝕ジルコニウムの金属の合金のZircaloyでそれから覆われます。 ジルカロイは、その機械的特性およびその低い吸収断面積のために選択される。 完成した燃料棒は、燃料バンドルと呼ばれる燃料集合体にグループ化され、原子炉のコアを構築するために使用されます。 典型的なPWRは、それぞれ200-300ロッドの燃料集合体を有し、大きな原子炉は、すべてのウランの80-100トンと約150-250このような集合体を有するであろう。 一般に、燃料束は14×14から17×17に束ねられる燃料棒から成っています。 PWRは900から1,600MWeの順序で作り出す。 PWRの燃料の束は長さが約4メートルである。
ほとんどの商用Pwrの燃料補給は18-24ヶ月のサイクルで行われています。 コアの約三分の一は、各給油を交換します,いくつかのより近代的な給油スキームは、数日に給油時間を短縮し、より短い周期で給油が発生することがで
ControlEdit
PWRs原子炉の電力は、蒸気流量の増加または減少による温度変化の反応性フィードバックによる蒸気（タービン）需要と見なすことができます。 （参照：負の温度係数。)ほう素およびカドミウムの制御棒が望ましいポイントで第一次システム温度を維持するのに使用されています。 力を減らすためには、オペレータは締まったタービン入口弁を絞る。 これは蒸気発生器から引かれるより少ない蒸気で起因する。 これは温度で増加する第一次ループで起因する。 温度が高いほど、一次炉冷却水の密度が低下し、中性子速度が高くなり、核分裂が少なくなり、出力が低下する。 この電力の減少は、最終的には、一次システム温度が以前の定常状態の値に戻ることになります。 オペレータはホウ酸の付加や制御棒の動きによって定常状態の実用温度を制御できる。
ほとんどの市販のPwrで燃料が燃焼するときに100％の電力を維持するための反応性調整は、通常、一次炉冷却材に溶解したホウ酸の濃度を変化させるこ ホウ素は中性子を容易に吸収し、原子炉冷却材中のその濃度を増加または減少させることは、それに応じて中性子活動に影響を与える。 高圧ポンプを含む全体の制御システムは（通常充満およびletdownシステムと呼ばれる）高圧第一次ループから水を取除き、ホウ酸の相違の集中と水を再び注入 原子炉容器ヘッドを介して燃料束に直接挿入された原子炉制御棒は、以下の理由で移動される:原子炉を始動させ、原子炉内の一次核反応を停止させ、タービンへの負荷の変化などの短期的な過渡現象に対応するために、
制御棒を使用して、核毒インベントリーを補償し、核燃料の枯渇を補償することもできる。 しかしながら、これらの効果は、より通常、一次冷却剤ホウ酸濃度を変化させることによって収容される。
対照的に、Bwrは原子炉冷却材にホウ素を持たず、原子炉冷却材の流量を調整することによって原子炉出力を制御する。