Reaktory wodne pod ciśnieniem, podobnie jak wszystkie projekty reaktorów termicznych, wymagają szybkiego spowolnienia neutronów rozszczepienia (proces zwany moderacją lub termalizacją) w celu interakcji z paliwem jądrowym i utrzymania reakcji łańcuchowej. W PWRs woda chłodząca jest wykorzystywana jako moderator, pozwalając neutronom na wielokrotne zderzenia z lekkimi atomami wodoru w wodzie, tracąc prędkość w tym procesie. To „moderowanie” neutronów będzie się zdarzało częściej, gdy woda będzie bardziej gęsta (więcej zderzeń). Wykorzystanie wody jako moderatora jest ważną cechą bezpieczeństwa PWRs, ponieważ wzrost temperatury może spowodować rozszerzenie się wody, dając większe „szczeliny” między cząsteczkami wody i zmniejszając prawdopodobieństwo termalizacji-zmniejszając w ten sposób stopień spowolnienia neutronów, a tym samym zmniejszając reaktywność w reaktorze. W związku z tym, jeśli reaktywność wzrośnie ponad normę, zmniejszona moderacja neutronów spowoduje spowolnienie reakcji łańcuchowej, wytwarzając mniej ciepła. Ta właściwość, znana jako ujemny współczynnik temperaturowy reaktywności, sprawia, że Reaktory PWR są bardzo stabilne. Proces ten jest określany jako „samoregulujący”, tzn. im cieplejsze staje się chłodziwo, tym mniej reaktywna staje się instalacja, wyłączając się nieznacznie w celu kompensacji i odwrotnie. W ten sposób instalacja steruje się wokół danej temperatury ustawionej przez położenie prętów regulacyjnych.
natomiast projekt reaktora RBMK zastosowany w Czarnobylu, który wykorzystuje grafit zamiast wody jako moderator i wykorzystuje wrzącą wodę jako chłodziwo, ma duży dodatni współczynnik termiczny reaktywności, który zwiększa wytwarzanie ciepła, gdy temperatura wody chłodzącej wzrasta. To sprawia, że konstrukcja RBMK jest mniej stabilna niż Reaktory wodne pod ciśnieniem. Oprócz właściwości spowalniania neutronów, gdy służy jako moderator, woda ma również właściwość pochłaniania neutronów, choć w mniejszym stopniu. Gdy temperatura wody chłodzącej wzrasta, wzrasta wrzenie, co tworzy puste przestrzenie. W ten sposób jest mniej wody do pochłaniania neutronów termicznych, które zostały już spowolnione przez moderator grafitowy, powodując wzrost reaktywności. Ta właściwość nazywa się współczynnikiem reaktywności pustki, a w reaktorze RBMK, takim jak Czarnobyl, współczynnik pustki jest dodatni i dość duży, powodując szybkie przejścia.Ta konstrukcja charakterystyczna dla reaktora RBMK jest ogólnie postrzegana jako jedna z kilku przyczyn katastrofy w Czarnobylu.
ciężka woda ma bardzo niską absorpcję neutronów, więc Reaktory ciężkiej wody mają zwykle dodatni współczynnik pustki, chociaż konstrukcja reaktora CANDU łagodzi ten problem, wykorzystując nie wzbogacony, naturalny uran; Reaktory te są również zaprojektowane z wieloma systemami bezpieczeństwa pasywnego, których nie ma w oryginalnym projekcie RBMK.
PWR są zaprojektowane tak, aby były utrzymywane w stanie osłabionym, co oznacza, że istnieje miejsce na zwiększenie objętości lub gęstości wody, aby jeszcze bardziej zwiększyć umiarkowanie, ponieważ gdyby umiarkowanie było bliskie nasycenia, zmniejszenie gęstości moderatora/chłodziwa mogłoby znacznie zmniejszyć absorpcję neutronów, jednocześnie zmniejszając umiarkowanie tylko nieznacznie, dzięki czemu współczynnik pustki jest dodatni. Ponadto lekka woda jest w rzeczywistości nieco silniejszym moderatorem neutronów niż ciężka woda, chociaż absorpcja neutronów w ciężkiej wodzie jest znacznie niższa. Z powodu tych dwóch faktów Reaktory lekkiej wody mają stosunkowo małą objętość moderatora i dlatego mają kompaktowe rdzenie. Jeden projekt nowej generacji, nadkrytyczny reaktor wodny, jest jeszcze mniej moderowany. Mniej moderowane spektrum energii neutronów pogarsza stosunek wychwytywania/rozszczepienia dla 235U, a zwłaszcza 239Pu, co oznacza, że bardziej rozszczepialne jądra nie ulegają rozszczepieniu przy absorpcji neutronów i zamiast tego wychwytują neutron, aby stać się cięższym nie rozszczepialnym izotopem, marnując jeden lub więcej neutronów i zwiększając akumulację ciężkich aktynowców transuranowych, z których niektóre mają długie okresy półtrwania.
paliwo
po wzbogaceniu proszek dwutlenku uranu (uo
2) jest wypalany w wysokotemperaturowym piecu spiekającym w celu wytworzenia twardych, ceramicznych granulek wzbogaconego dwutlenku uranu. Cylindryczne granulki są następnie platerowane odpornym na korozję cyrkonem ze stopu metalu, który jest wypełniony helem, aby wspomóc przewodzenie ciepła i wykryć wycieki. Zircaloy jest wybierany ze względu na jego właściwości mechaniczne i niski przekrój absorpcji. Gotowe pręty paliwowe są zgrupowane w zespoły paliwowe, zwane wiązkami paliwowymi, które są następnie używane do budowy rdzenia reaktora. Typowy PWR ma zespoły paliwowe od 200 do 300 prętów każdy, a duży reaktor miałby około 150-250 takich zespołów z 80-100 ton uranu w sumie. Ogólnie rzecz biorąc, wiązki paliwa składają się z prętów paliwowych w pakietach 14 × 14 do 17 × 17. PWR produkuje na zamówienie od 900 do 1600 MWe. Wiązki paliwowe PWR mają około 4 Metrów Długości.
tankowanie dla większości komercyjnych PWR odbywa się w cyklu 18-24 miesięcy. Około jedna trzecia rdzenia jest wymieniana przy każdym tankowaniu, chociaż niektóre bardziej nowoczesne systemy tankowania mogą skrócić czas tankowania do kilku dni i pozwolić na tankowanie w krótszej częstotliwości.
w reaktorze PWRs moc może być postrzegana jako następujące zapotrzebowanie na parę (turbinę) ze względu na sprzężenie zwrotne zmiany temperatury spowodowane zwiększonym lub zmniejszonym przepływem pary. (Patrz: ujemny współczynnik temperaturowy.) Pręty kontrolne boru i kadmu służą do utrzymania temperatury układu pierwotnego w żądanym punkcie. Aby zmniejszyć moc, Operator wyłącza zawory wlotowe turbiny. Skutkowałoby to mniejszym pobieraniem pary z wytwornic pary. Powoduje to wzrost temperatury w pętli pierwotnej. Wyższa temperatura powoduje zmniejszenie gęstości pierwotnej wody chłodzącej reaktora, co pozwala na wyższe prędkości neutronów, a tym samym mniejsze rozszczepienie i zmniejszoną moc wyjściową. Ten spadek mocy doprowadzi ostatecznie do powrotu temperatury układu pierwotnego do poprzedniej wartości stanu ustalonego. Operator może kontrolować temperaturę roboczą w stanie ustalonym przez dodanie kwasu borowego i / lub ruch prętów regulacyjnych.
Regulacja reaktywności w celu utrzymania 100% mocy, ponieważ paliwo jest spalane w większości komercyjnych PWR jest zwykle osiągana przez zmianę stężenia kwasu borowego rozpuszczonego w pierwotnym chłodziwie reaktora. Bor łatwo absorbuje neutrony i zwiększenie lub zmniejszenie jego stężenia w chłodziwie reaktora odpowiednio wpłynie na aktywność neutronów. Cały system sterowania obejmujący Pompy wysokociśnieniowe (zwykle nazywany systemem ładowania i opuszczania) jest wymagany do usunięcia wody z pierwotnej pętli wysokiego ciśnienia i ponownego wtrysku wody z powrotem w różnych stężeniach kwasu borowego. Pręty sterujące reaktora, wkładane przez głowicę zbiornika reaktora bezpośrednio do wiązek paliwa, są przesuwane z następujących powodów:aby uruchomić reaktor,wyłączyć pierwotne reakcje jądrowe w reaktorze,aby pomieścić krótkotrwałe stany przejściowe, takie jak zmiany obciążenia turbiny,
pręty kontrolne mogą być również używane do kompensacji zapasów trucizn jądrowych i kompensacji wyczerpania paliwa jądrowego. Jednak efekty te są zwykle dostosowywane przez zmianę stężenia pierwotnego chłodziwa kwasu borowego.
natomiast BWR nie mają boru w chłodziwie reaktora i kontrolują moc reaktora poprzez regulację szybkości przepływu chłodziwa reaktora.