I reattori ad acqua pressurizzata, come tutti i progetti di reattori termici, richiedono che i neutroni a fissione veloce siano rallentati (un processo chiamato moderazione o termalizzazione) per interagire con il combustibile nucleare e sostenere la reazione a catena. Nei PWR l’acqua refrigerante viene utilizzata come moderatore lasciando che i neutroni subiscano collisioni multiple con atomi di idrogeno leggeri nell’acqua, perdendo velocità nel processo. Questa “moderazione” dei neutroni avverrà più spesso quando l’acqua è più densa (si verificheranno più collisioni). L’uso dell’acqua come moderatore è un’importante caratteristica di sicurezza dei PWR, poiché un aumento della temperatura può causare l’espansione dell’acqua, dando maggiori “lacune” tra le molecole d’acqua e riducendo la probabilità di termalizzazione — riducendo così la misura in cui i neutroni sono rallentati e quindi riducendo la reattività nel reattore. Pertanto, se la reattività aumenta oltre il normale, la ridotta moderazione dei neutroni farà rallentare la reazione a catena, producendo meno calore. Questa proprietà, nota come coefficiente di reattività della temperatura negativa, rende i reattori PWR molto stabili. Questo processo è definito “autoregolante”, cioè più caldo diventa il refrigerante, meno reattivo diventa l’impianto, spegnendosi leggermente per compensare e viceversa. Così l’impianto si controlla intorno ad una data temperatura impostata dalla posizione delle barre di controllo.
Al contrario, il progetto del reattore RBMK utilizzato a Chernobyl, che utilizza grafite anziché acqua come moderatore e utilizza acqua bollente come refrigerante, ha un grande coefficiente termico positivo di reattività che aumenta la generazione di calore quando le temperature dell’acqua del refrigerante aumentano. Ciò rende il design RBMK meno stabile rispetto ai reattori ad acqua pressurizzata. Oltre alla sua proprietà di rallentare i neutroni quando serve come moderatore, l’acqua ha anche una proprietà di assorbire i neutroni, anche se in misura minore. Quando la temperatura dell’acqua del refrigerante aumenta, l’ebollizione aumenta, creando vuoti. Quindi c’è meno acqua per assorbire i neutroni termici che sono già stati rallentati dal moderatore di grafite, causando un aumento della reattività. Questa proprietà è chiamata coefficiente di reattività del vuoto, e in un reattore RBMK come Chernobyl, il coefficiente del vuoto è positivo e abbastanza grande, causando rapidi transienti.Questa caratteristica progettuale del reattore RBMK è generalmente vista come una delle numerose cause del disastro di Chernobyl.
L’acqua pesante ha un assorbimento di neutroni molto basso, quindi i reattori ad acqua pesante tendono ad avere un coefficiente di vuoto positivo, anche se il progetto del reattore CANDU mitiga questo problema usando uranio naturale non arricchito; questi reattori sono anche progettati con una serie di sistemi di sicurezza passiva non presenti nel progetto originale di RBMK.
PWRs sono progettati per essere mantenuto in un undermoderated stato, il che significa che c’è spazio per un aumento del volume d’acqua o di densità per aumentare ulteriormente la moderazione, perché se la moderazione sono stati vicino alla saturazione, quindi una riduzione della densità del moderatore/liquido di raffreddamento potrebbe ridurre l’assorbimento di neutroni in modo significativo, riducendo la moderazione solo leggermente, rendendo il coefficiente di vuoto positivo. Inoltre, l’acqua leggera è in realtà un moderatore di neutroni un po ‘ più forte dell’acqua pesante, anche se l’assorbimento di neutroni dell’acqua pesante è molto più basso. A causa di questi due fatti, i reattori ad acqua leggera hanno un volume di moderatore relativamente piccolo e quindi hanno nuclei compatti. Un progetto di nuova generazione, il reattore ad acqua supercritico, è ancora meno moderato. Uno spettro di energia neutronica meno moderato peggiora il rapporto di cattura / fissione per 235U e specialmente 239Pu, il che significa che più nuclei fissili non riescono a fissione sull’assorbimento dei neutroni e invece catturano il neutrone per diventare un isotopo nonfissile più pesante, sprecando uno o più neutroni e aumentando l’accumulo di attinidi transuranici pesanti, alcuni dei quali hanno lunghe emivita.
FuelEdit
Dopo l’arricchimento, la polvere di biossido di uranio (UO
2) viene cotta in un forno di sinterizzazione ad alta temperatura per creare pellet ceramici duri di biossido di uranio arricchito. Le palline cilindriche poi sono rivestite in Zircaloy resistente alla corrosione della lega del metallo dello zirconio che sono riempite di elio per aiutare la conduzione di calore e per individuare le perdite. Zircaloy è scelto per le sue proprietà meccaniche e la sua sezione trasversale a basso assorbimento. Le barre di combustibile finite sono raggruppate in gruppi di combustibile, chiamati fasci di combustibile, che vengono poi utilizzati per costruire il nucleo del reattore. Un PWR tipico ha assiemi di combustibile da 200 a 300 barre ciascuno, e un grande reattore avrebbe circa 150-250 tali assiemi con 80-100 tonnellate di uranio in tutto. Generalmente, i fasci di carburante sono costituiti da barre di combustibile in bundle da 14 × 14 a 17 × 17. Un PWR produce nell’ordine di 900 a 1.600 MWe. I fasci di carburante PWR sono lunghi circa 4 metri.
Il rifornimento di carburante per la maggior parte dei PWR commerciali avviene su un ciclo di 18-24 mesi. Circa un terzo del nucleo viene sostituito ogni rifornimento, anche se alcuni schemi di rifornimento più moderni possono ridurre il tempo di rifornimento a pochi giorni e consentire il rifornimento a una periodicità più breve.
ControlEdit
In PWRs potenza del reattore può essere visto come seguente vapore (turbina) domanda a causa del feedback reattività del cambiamento di temperatura causato da un aumento o diminuzione del flusso di vapore. (Vedi: Coefficiente di temperatura negativo.) Le barre di controllo del cadmio e del boro sono usate per mantenere la temperatura primaria del sistema al punto desiderato. Per diminuire la potenza, l’operatore blocca le valvole di ingresso della turbina. Ciò si tradurrebbe in meno vapore estratto dai generatori di vapore. Ciò si traduce in un aumento della temperatura del ciclo primario. La temperatura più elevata fa sì che la densità dell’acqua del refrigerante del reattore primario diminuisca, consentendo velocità di neutroni più elevate, quindi meno fissione e diminuzione della potenza. Questa diminuzione della potenza alla fine si tradurrà in un ritorno della temperatura primaria del sistema al suo precedente valore di stato stazionario. L’operatore può controllare la temperatura di esercizio allo stato stazionario mediante aggiunta di acido borico e / o movimento di barre di controllo.
La regolazione della reattività per mantenere il 100% di potenza quando il combustibile viene bruciato nella maggior parte dei PWR commerciali è normalmente ottenuta variando la concentrazione di acido borico disciolto nel refrigerante del reattore primario. Il boro assorbe prontamente i neutroni e aumentando o diminuendo la sua concentrazione nel refrigerante del reattore influenzerà quindi l’attività dei neutroni in modo corrispondente. Un intero sistema di controllo che coinvolge pompe ad alta pressione (di solito chiamato il sistema di ricarica e delusione) è necessario per rimuovere l’acqua dal ciclo primario ad alta pressione e re-iniettare l’acqua di nuovo con diverse concentrazioni di acido borico. Le barre di controllo del reattore, inserite attraverso la testa del contenitore del reattore direttamente nei fasci di combustibile, vengono spostate per i seguenti motivi:per avviare il reattore,per spegnere le reazioni nucleari primarie nel reattore, per ospitare transitori a breve termine, come le modifiche al carico sulla turbina,
Le barre di controllo possono anche essere utilizzate per compensare l’inventario di veleni nucleari e per compensare l’esaurimento del combustibile nucleare. Tuttavia, questi effetti sono più solitamente sistemati alterando la concentrazione primaria dell’acido borico del refrigerante.
Al contrario, i BWR non hanno boro nel refrigerante del reattore e controllano la potenza del reattore regolando la portata del refrigerante del reattore.