reatores de água Pressurizada, como todos os térmica do reator de projetos, exigem a rápida nêutrons de fissão para ser retardado (um processo chamado de moderação ou thermalizing), a fim de interagir com o combustível nuclear e sustentar a reação em cadeia. In PWRs the coolant water is used as a moderator by letting the neutrons undergo multiple collisions with light hydrogen atoms in the water, losing speed in the process. Este “moderador” de nêutrons acontecerá mais frequentemente quando a água é mais densa (mais colisões ocorrerão). A utilização da água como moderador é uma importante característica de segurança do PWRs, uma vez que um aumento da temperatura pode fazer com que a água se expanda, dando maiores “lacunas” entre as moléculas de água e reduzindo a probabilidade de Termalização — reduzindo assim a extensão de desaceleração dos nêutrons e, portanto, reduzindo a reatividade no reator. Portanto, se a reactividade aumentar para além do normal, a moderação reduzida de neutrões fará com que a reacção em cadeia abrande, produzindo menos calor. Esta propriedade, conhecida como coeficiente de temperatura negativa de reatividade, torna os reatores PWR muito estáveis. Este processo é referido como “auto-regulação”, ou seja, quanto mais quente o refrigerante se torna, menos reativa a planta torna-se, desligando-se ligeiramente para compensar e vice-versa. Assim, a planta controla-se em torno de um determinado ajuste de temperatura pela posição das barras de controle.
em contraste, o projeto do reator RBMK usado em Chernobyl, que usa grafite em vez de água como moderador e usa água fervente como refrigerante, tem um grande coeficiente térmico positivo de reatividade que aumenta a geração de calor quando as temperaturas da água refrigerada aumentam. Isso torna o projeto RBMK menos estável que os reatores de água pressurizada. Além de sua propriedade de desacelerar nêutrons ao servir como moderador, a água também tem uma propriedade de absorver nêutrons, embora em menor grau. Quando a temperatura da água de arrefecimento aumenta, a ebulição aumenta, o que cria vazios. Assim, há menos água para absorver neutrões térmicos que já foram retardados pelo moderador de grafite, causando um aumento na reatividade. Esta propriedade é chamada de coeficiente de reatividade vazio, e em um reator RBMK como Chernobyl, o coeficiente vazio é positivo, e bastante grande, causando transientes rápidos.Este projeto característico do reator RBMK é geralmente visto como uma das várias causas do desastre de Chernobyl.
a água pesada tem uma absorção de nêutrons muito baixa, por isso os reatores de água pesada tendem a ter um coeficiente de vazio positivo, embora o projeto do reator CANDU mitigue esta questão usando urânio natural não enriquecido; esses reatores também são projetados com uma série de sistemas de segurança passiva não encontrados no projeto original RBMK.
PWRs são projetados para ser mantido em um undermoderated estado, o que significa que há espaço para o aumento do volume de água ou de densidade para aumentar ainda mais a moderação, porque se a moderação estavam perto de saturação, em seguida, uma redução na densidade do moderador/refrigerante pode reduzir a absorção de nêutrons significativamente, reduzindo a moderação apenas ligeiramente, fazendo com que o vazio coeficiente positivo. Além disso, a água leve é na verdade um moderador de nêutrons um pouco mais forte do que a água pesada, embora a absorção de nêutrons da água pesada é muito menor. Devido a estes dois fatos, os reatores de água leve têm um volume moderador relativamente pequeno e, portanto, têm núcleos compactos. Um projeto da próxima geração, o reator de água supercrítico, é ainda menos moderado. Menos moderado de nêutrons espectro de energia faz piorar a captura/fissão proporção de 235U e, especialmente, 239Pu, o que significa que mais cindíveis núcleos falhar a cisão na absorção de nêutrons e, em vez de captura de nêutrons para se tornar um pesado nonfissile isótopo, desperdiçando um ou mais nêutrons e crescente acúmulo de pesados transurânicos actinídeos, alguns dos quais têm longa meia-vida.Artigo principal: combustível Nuclear
após o enriquecimento, o pó de dióxido de urânio (UO
2) é disparado num forno de sinterização de alta temperatura para criar pellets cerâmicos duros de dióxido de urânio enriquecido. Os pellets cilíndricos são então folheados em uma liga de metal zircônio resistente à corrosão, Zircaloy, que são enchidos com hélio para auxiliar a condução do calor e detectar fugas. Zircaloy é escolhido por causa de suas propriedades mecânicas e sua seção transversal de baixa absorção. As barras de combustível são agrupadas em conjuntos de combustível, chamados pacotes de combustível, que são então usados para construir o núcleo do reator. Um PWR típico tem conjuntos de combustível de 200 a 300 varetas cada, e um grande reator teria cerca de 150-250 tais conjuntos com 80-100 toneladas de urânio no total. Geralmente, os pacotes de combustível consistem em barras de combustível agrupadas 14 × 14 a 17 × 17. Um PWR produz cerca de 900 a 1.600 MWe. Os pacotes de combustível PWR têm cerca de 4 metros de comprimento.
Refuelings for most commercial PWRs is on an 18-24 month cycle. Aproximadamente um terço do núcleo é substituído cada reabastecimento, embora alguns esquemas mais modernos de reabastecimento possam reduzir o tempo de reabastecimento para alguns dias e permitir que o reabastecimento ocorra em uma periodicidade mais Curta.
ControlEdit
Em PWRs de potência do reator pode ser visto como a seguir vapor (turbina), a demanda, devido à reatividade feedback da mudança de temperatura causada pelo aumento ou diminuição do fluxo de vapor. (Ver: coeficiente de temperatura negativo.) Boro e varetas de controle de cádmio são usados para manter a temperatura do sistema primário no ponto desejado. A fim de diminuir a potência,o operador estrangula válvulas de entrada da turbina. Isso resultaria em menos vapor sendo retirado dos geradores de vapor. Isto resulta no aumento do ciclo primário na temperatura. A temperatura mais alta faz com que a densidade da água refrigeradora do reator primário diminua, permitindo maiores velocidades de nêutrons, portanto menos fissão e menor potência de saída. Esta diminuição de potência acabará por resultar no retorno da temperatura do sistema primário ao seu valor anterior de estado estacionário. O operador pode controlar a temperatura de funcionamento em estado estacionário por adição de ácido bórico e/ou movimento de varetas de controle.
reatividade ajuste para manter 100% de potência como o combustível é queimado na maioria dos PWRs comerciais é normalmente alcançado variando a concentração de ácido bórico dissolvido no refrigerante do reator primário. O boro absorve rapidamente neutrões e o aumento ou diminuição da sua concentração no fluido de arrefecimento do reactor afectará, por conseguinte, a actividade de neutrões de forma correspondente. Um sistema de controle completo que envolve bombas de alta pressão (geralmente chamado de Sistema de carga e decantação) é necessário para remover a água do loop primário de alta pressão e re-injectar a água de volta com diferentes concentrações de ácido bórico. As barras de controlo do reactor, inseridas através da cabeça da cuba do reactor directamente nos feixes de combustível, são movidas pelas seguintes razões::para iniciar o reator,para desligar as reações nucleares primárias no reator, para acomodar transientes de curto prazo, tais como mudanças na carga na turbina,
as varetas de controle também podem ser usadas para compensar o inventário de veneno nuclear e para compensar o esgotamento do combustível nuclear. No entanto, estes efeitos são mais geralmente acomodados alterando a concentração primária de ácido bórico refrigerante.
em contrapartida, o Sarr não tem boro no fluido de arrefecimento do reactor e controla a potência do reactor ajustando o caudal do fluido de arrefecimento do reactor.