reactoarele cu apă sub presiune, la fel ca toate proiectele reactoarelor termice, necesită încetinirea neutronilor de fisiune rapidă (un proces numit moderare sau termalizare) pentru a interacționa cu combustibilul nuclear și a susține reacția în lanț. În PWR-uri, apa de răcire este utilizată ca moderator, lăsând neutronii să sufere mai multe coliziuni cu atomii de hidrogen ușori din apă, pierzând viteza în proces. Această” moderare ” a neutronilor se va întâmpla mai des atunci când apa este mai densă (vor apărea mai multe coliziuni). Utilizarea apei ca moderator este o caracteristică importantă de siguranță a PWR — urilor, deoarece o creștere a temperaturii poate determina extinderea apei, oferind goluri mai mari între moleculele de apă și reducând probabilitatea de termalizare-reducând astfel măsura în care neutronii sunt încetiniți și, prin urmare, reducând reactivitatea în reactor. Prin urmare, dacă reactivitatea crește peste normal, moderarea redusă a neutronilor va determina încetinirea reacției în lanț, producând mai puțină căldură. Această proprietate, cunoscută sub numele de coeficientul negativ de temperatură al reactivității, face ca reactoarele PWR să fie foarte stabile. Acest proces este denumit ‘autoreglare’, adică cu cât lichidul de răcire devine mai fierbinte, cu atât planta devine mai puțin reactivă, închizându-se ușor pentru a compensa și invers. Astfel, instalația se controlează în jurul unei temperaturi date stabilite de poziția tijelor de control.
în schimb, proiectarea reactorului RBMK utilizat la Cernobîl, care folosește grafit în loc de apă ca moderator și folosește apă clocotită ca agent de răcire, are un coeficient termic pozitiv mare de reactivitate care crește generarea de căldură atunci când temperatura apei de răcire crește. Acest lucru face ca proiectarea RBMK să fie mai puțin stabilă decât reactoarele cu apă sub presiune. Pe lângă proprietatea sa de a încetini neutronii atunci când servește ca moderator, apa are și proprietatea de a absorbi neutronii, deși într-o măsură mai mică. Când temperatura apei de răcire crește, fierberea crește, ceea ce creează goluri. Astfel, există mai puțină apă pentru a absorbi neutronii termici care au fost deja încetiniți de moderatorul de grafit, provocând o creștere a reactivității. Această proprietate se numește coeficientul de reactivitate void, iar într-un reactor RBMK precum Cernobîl, coeficientul void este pozitiv și destul de mare, provocând tranzitorii rapide.Această caracteristică de proiectare a reactorului RBMK este în general văzută ca una dintre mai multe cauze ale dezastrului de la Cernobîl.
apa grea are o absorbție foarte scăzută a neutronilor, astfel încât reactoarele cu apă grea tind să aibă un coeficient de vid pozitiv, deși designul reactorului CANDU atenuează această problemă prin utilizarea uraniului natural neîmbogățit; aceste reactoare sunt, de asemenea, proiectate cu o serie de sisteme de siguranță pasivă care nu se găsesc în designul original RBMK.
PWR-urile sunt concepute pentru a fi menținute într-o stare submoderată, ceea ce înseamnă că există loc pentru creșterea volumului sau densității apei pentru a crește și mai mult moderarea, deoarece dacă moderarea ar fi aproape de saturație, atunci o reducere a densității moderatorului/lichidului de răcire ar putea reduce semnificativ absorbția neutronilor, reducând în același timp moderarea doar ușor, făcând coeficientul gol pozitiv. De asemenea, apa ușoară este de fapt un moderator oarecum mai puternic al neutronilor decât apa grea, deși absorbția neutronilor apei grele este mult mai mică. Datorită acestor două fapte, reactoarele cu apă ușoară au un volum relativ mic de moderator și, prin urmare, au nuclee compacte. Un proiect de generație următoare, reactorul de apă supercritic, este și mai puțin moderat. Un spectru de energie neutronică mai puțin moderat agravează raportul de captare / fisiune pentru 235U și mai ales 239Pu, ceea ce înseamnă că mai multe nuclee fisionabile nu reușesc să fisioneze la absorbția neutronilor și, în schimb, captează neutronul pentru a deveni un izotop nonfisil mai greu, irosind unul sau mai mulți neutroni și crescând acumularea de actinide transuranice grele, dintre care unele au timp de înjumătățire lung.
FuelEdit
după îmbogățire, pulberea de dioxid de uraniu (UO
2) este arsă într-un cuptor de sinterizare la temperatură ridicată pentru a crea pelete ceramice dure de dioxid de uraniu îmbogățit. Peletele cilindrice sunt apoi îmbrăcate într-un zircaloy din aliaj metalic de zirconiu rezistent la coroziune, care sunt umplute cu heliu pentru a ajuta la conducerea căldurii și pentru a detecta scurgerile. Zircaloy este ales datorită proprietăților sale mecanice și a secțiunii sale transversale cu absorbție redusă. Tijele de combustibil finite sunt grupate în ansambluri de combustibil, numite fascicule de combustibil, care sunt apoi utilizate pentru a construi miezul reactorului. Un PWR tipic are ansambluri de combustibil de 200 până la 300 de tije fiecare, iar un reactor mare ar avea aproximativ 150-250 de astfel de ansambluri cu 80-100 de tone de uraniu în total. În general, pachetele de combustibil constau din bare de combustibil grupate 14 14-17 17. Un PWR produce de ordinul a 900 până la 1.600 MWe. Pachetele de combustibil PWR au o lungime de aproximativ 4 metri.
realimentări pentru cele mai multe PWR comerciale este pe un ciclu de 18-24 luni. Aproximativ o treime din miez este înlocuită la fiecare realimentare, deși unele scheme mai moderne de realimentare pot reduce timpul de realimentare la câteva zile și pot permite realimentarea să aibă loc la o periodicitate mai scurtă.
ControlEdit
în PWR puterea reactorului poate fi privită ca urmare a cererii de abur (turbină) datorită feedback-ului de reactivitate al schimbării de temperatură cauzată de creșterea sau scăderea debitului de abur. (A se vedea: coeficient de temperatură negativ.) Tijele de control ale borului și cadmiului sunt utilizate pentru a menține temperatura sistemului primar în punctul dorit. Pentru a reduce puterea, operatorul accelerează supapele de admisie ale turbinei. Acest lucru ar duce la extragerea mai puțin abur din generatoarele de abur. Aceasta duce la creșterea temperaturii buclei primare. Temperatura mai ridicată determină scăderea densității apei de răcire a reactorului primar, permițând viteze mai mari ale neutronilor, astfel mai puțină fisiune și scăderea puterii. Această scădere a puterii va duce în cele din urmă la revenirea temperaturii sistemului primar la valoarea sa anterioară la starea de echilibru. Operatorul poate controla temperatura de funcționare la starea de echilibru prin adăugarea de acid boric și / sau mișcarea tijelor de control.
ajustarea reactivității pentru a menține 100% putere pe măsură ce combustibilul este ars în majoritatea PWR-urilor comerciale se realizează în mod normal prin variația concentrației de acid boric dizolvat în lichidul de răcire al reactorului primar. Borul absoarbe ușor neutronii și creșterea sau scăderea concentrației sale în lichidul de răcire al reactorului va afecta, prin urmare, activitatea neutronilor în mod corespunzător. Un întreg sistem de control care implică pompe de înaltă presiune (denumit de obicei sistemul de încărcare și decădere) este necesar pentru a îndepărta apa din bucla primară de înaltă presiune și a reintroduce apa înapoi cu concentrații diferite de acid boric. Tijele de control ale reactorului, introduse prin capul vasului reactorului direct în fasciculele de combustibil, sunt deplasate din următoarele motive:pentru a porni reactorul,pentru a opri reacțiile nucleare primare din reactor, pentru a găzdui tranzitorii pe termen scurt, cum ar fi modificările de încărcare a turbinei,
tijele de control pot fi, de asemenea, utilizate pentru a compensa inventarul otrăvurilor nucleare și pentru a compensa epuizarea combustibilului nuclear. Cu toate acestea, aceste efecte sunt de obicei acomodate prin modificarea concentrației primare de acid boric de răcire.
în schimb, BWR-urile nu au bor în lichidul de răcire al reactorului și controlează puterea reactorului prin reglarea debitului lichidului de răcire al reactorului.