Қысымды су реакторы түрлері

Кіріспе

Ядролық реактордың түрі

Қысымды су реакторы (PWR) – жеңіл су ядролық реакторының бір түрі. Әлемдегі ядролық электр станцияларының басым көпшілігі PWR құрайды (Ұлыбритания, Жапония және Канада ерекше жағдайлар есебінен). PWR-дегі негізгі салқындатқыш (су) жоғары қысыммен реактордың активтік аймағына сорғыланады, онда ол атомдардың бөлінуінен шыққан энергиямен қыздырылады. Қыздырылған, жоғары қысымды су бу генераторына ағылады, онда ол жылу энергиясын екінші жүйедегі төмен қысымды суға береді, осы су буға айналады. Бу турбиналарды қозғалтады, олар электр генераторын айналдырады. Қайнаған су реакторынан (BWR) айырмашылығы, негізгі салқындатқыш контурындағы қысым реактор ішінде судың қайнауын болдырмайды. Барлық жеңіл су реакторлары суытушы және нейтрондық тежегіш ретінде әдеттегі суды пайдаланады. Көбінесе екіден төртке дейін тік орнатылған бу генераторлары қолданылады, ал VVER реакторлары көлденең бу генераторларын пайдаланады. PWR бастапқыда ядролық су асты кемелері үшін ядролық қозғалтқыш ретінде жобаланған және Shippingport атом электр станциясының алғашқы коммерциялық электр станциясының жобасында қолданылған. Қазіргі уақытта АҚШ-та жұмыс істеп тұрған PWR-лар II буын реакторлары болып саналады. Ресейдің VVER реакторлары АҚШ-тың PWR-ларына ұқсас, бірақ VVER 1200 II буын реакторларына жатпайды (төменде қараңыз). Франция электр энергиясының көп бөлігін өндіру үшін көптеген PWR-ларды пайдаланады.

Тарих

Бірнеше жүз PWR авианосецтерде, ядролық су асты кемелерінде және мұзжарғыш кемелерде теңіздік қозғалтқыш ретінде қолданылады. АҚШ-та олар бастапқыда Оук Ридж Ұлттық зертханасында, Айдахо Ұлттық зертханасында толыққанды жұмыс істейтін су асты электр станциясымен бірге, ядролық су асты кемелері үшін электр станциясы ретінде пайдалану үшін жобаланған. Келесі жұмысты Westinghouse Bettis Atomic Power Laboratory жүргізді. Шиппингпорт атом электр стансасындағы алғашқы таза коммерциялық атом электр станциясы бастапқыда қысымды су реакторы ретінде жобаланған (дегенмен, желіге қосылған алғашқы электр станциясы КСРО-дағы Обнинскте болды), адмирал Хайман Г. Риковердің талабы бойынша, өміршең коммерциялық станцияда "басқалар құруды қалайтын" "нашар термодинамикалық циклдар" болмауы керек еді. 1954 жылдан 1974 жылға дейін АҚШ Армиясының Ядролық Энергия бағдарламасы қысымды су реакторларын пайдаланды. Үш Майл аралы атом электр стансасы бастапқыда екі қысымды су реакторын, TMI 1 және TMI 2 жұмыс істетті. 1979 жылы TMI 2-нің жартылай балқуы АҚШ-та ядролық электр станцияларын жаңадан салудың өсуін екі онжылдыққа тоқтатты. Уоттс Бардың 2-блогы (Westinghouse 4 контурлы PWR) 2016 жылы іске қосылды, бұл 1996 жылдан бері АҚШ-тағы алғашқы жаңа ядролық реактор болды. Қысымды су реакторының бірнеше жаңа III буын реактор дизайндары бар: AP1000, VVER 1200, ACPR1000+, APR1400, Hualong One, IPWR 900 және EPR. 2018 жылы Қытайда алғашқы AP1000 және EPR реакторлары электр желісіне қосылды. 2020 жылы NuScale Power модификацияланған PWR дизайны бар шағын модульді реактор үшін Ядролық реттеу комиссиясынан нормативтік мақұлдау алған алғашқы АҚШ компаниясы болды. Сондай-ақ 2020 жылы Энергиялық әсер орталығы OPEN100 жобасын ұсынды, ол PWR дизайнымен 100 МВт электр қуаты бар ядролық электр станциясын салуға арналған ашық кодты жобаларды жариялады.

Дизайн

Реактордың қысымды ыдысындағы ядролық отын бақыланатын тізбекті бөліну реакциясына қатысады, ол жылу шығарып, отын қаптамасы арқылы жылу өткізгіштік арқылы негізгі салқындатқыш контурындағы суды қыздырады. Ыстық негізгі салқындатқыш бу генераторы деп аталатын жылу алмастырғышқа сорылады, онда ол бірнеше мың кішкентай түтіктер арқылы ағып өтеді. Жылу осы түтіктердің қабырғалары арқылы алмастырғыштың корпусының ішінде орналасқан төмен қысымды екіншілік салқындатқышқа беріледі, онда екіншілік салқындатқыш қысымды буға айналады. Бұл жылу беру екі сұйықтықты араластырмастан жүзеге асырылады, екіншілік салқындатқыштың радиоактивтенуіне жол бермейді. Шығарылған бу электр энергиясын өндіруден басқа да мақсаттарда қолданылады. Ядролық кемелер мен су асты кемелерінде бу турбинаға жіберіледі, ол жылдамдық төмендеткіш механизмдер жиынтығымен байланысты валға қосылып, қозғалтады. Будың кеңеюінен туындайтын тікелей механикалық күш бумен жұмыс істейтін ұшақ катапультісі немесе осыған ұқсас қолданыстар үшін пайдаланылуы мүмкін. Кейбір елдерде бу арқылы аудандық жылыту жүзеге асырылады, ал тікелей жылыту өндіріс орындарында қолданылады. Қысымды су реакторының (ҚСР) басқа реактор түрлерімен салыстырғанда екі ерекшелігі бар: салқындатқыш контурының бу жүйесінен бөлінуі және негізгі салқындатқыш контуры ішіндегі қысым. ҚСР-де екі жеке салқындатқыш контуры (бірінші және екінші) бар, екеуі де деминерализацияланған/деионизацияланған сумен толтырылған. Ал қайнаған су реакторында керісінше, тек бір салқындатқыш контуры бар, ал көбірек күрделі конструкциялар, мысалы, көбейткіш реакторлар, салқындатқыш және баяулағыш ретінде судан басқа заттарды қолданады (мысалы, сұйық күйдегі натрий салқындатқыш ретінде немесе графит баяулағыш ретінде). Негізгі салқындатқыш контурындағы қысым әдетте , бұл басқа ядролық реакторларға қарағанда едәуір жоғары және қайнаған су реакторынан (ҚСР) шамамен екі есе көп. Осының салдарынан, тек жергілікті қайнау пайда болады және бу көлемді сұйықтықта жылдам қайта конденсацияланады. Керісінше, қайнаған су реакторында негізгі салқындатқыш қайнау үшін жасалған.

Nuclear fuel in the reactor pressure vessel is engaged in a controlled fission chain reaction, which produces heat, heating the water in the primary coolant loop by thermal conduction through the fuel cladding. The hot primary coolant is pumped into a heat exchanger called the steam generator, where it flows through several thousand small tubes. Heat is transferred through the walls of these tubes to the lower pressure secondary coolant located on the shell side of the exchanger where the secondary coolant evaporates to pressurized steam. This transfer of heat is accomplished without mixing the two fluids to prevent the secondary coolant from becoming radioactive. The steam generated has other uses besides power generation. In nuclear ships and submarines, the steam is fed through a steam turbine connected to a set of speed reduction gears to a shaft used for propulsion. Direct mechanical action by expansion of the steam can be used for a steam powered aircraft catapult or similar applications. District heating by the steam is used in some countries and direct heating is applied to internal plant applications. Two things are characteristic for the pressurized water reactor (PWR) when compared with other reactor types: coolant loop separation from the steam system and pressure inside the primary coolant loop. In a PWR, there are two separate coolant loops (primary and secondary), which are both filled with demineralized/deionized water. A boiling water reactor, by contrast, has only one coolant loop, while more exotic designs such as breeder reactors use substances other than water for coolant and moderator (e. g. sodium in its liquid state as coolant or graphite as a moderator). The pressure in the primary coolant loop is typically , which is notably higher than in other nuclear reactors, and nearly twice that of a boiling water reactor (BWR). As an effect of this, only localized boiling occurs and steam will recondense promptly in the bulk fluid. By contrast, in a boiling water reactor the primary coolant is designed to boil.

Салқындатқыш

Жеңіл су PWR реакторында негізгі салқындатқыш ретінде қолданылады. Су реактордың активтік аймағының төменгі жағынан кіреді және реактордың активтік аймағы арқылы жоғары қарай ағып бара жатқанда қыздырылады. Су, бастапқы салқындатқыш контурындағы жоғары қысымның арқасында жоғары температураға қарамастан сұйық күйде қалады, әдетте 155 бар (15,5 МПа, 153 атм, 2250 фунт/квадрат дюйм). PWR реакторындағы судың температурасы немесе қысымы 22,064 МПа (3200 фунт/квадрат дюйм немесе 218 атм) аспауы керек, себебі бұл судың сындық нүктесі болып табылады. Суперкритикалық су реакторлары (2022 жылға дейін) – салқындатқыш ешқашан суперкритикалық күйден шықпайтын, әзірге ұсынылып отырған концепция ғана. Алайда, мұндай реакторлар PWR-ге қарағанда тіпті жоғары қысымды талап етеді және коррозия мәселелерін тудыруы мүмкін, сондықтан әзірге мұндай реакторлар салынбаған.

Қысымды реттеуші

Негізгі контурдағы қысымды қысымдағыш сақтайды, ол негізгі контурға қосылған және ішінара сумен толтырылған жеке ыдыс. Су астында орналасқан электр жылытқыштар арқылы су қажетті қысымға сәйкес қанығу температурасына (қайнау температурасына) дейін қыздырылады. Белгілі бір қысымды қамтамасыз ету үшін қысымдағыш температурасы 345 °C (653 °F) деңгейінде ұсталады, бұл 30 °C (54 °F) суб-салқындау маржасын (қысымдағыш температурасы мен реакторлық өзектің ең жоғары температурасы арасындағы айырмашылықты) қамтамасыз етеді. 345 °C судың 155 бар қысымдағы қайнау температурасы болғандықтан, сұйық су фазалық өзгеріске жақын. Реактор салқындату жүйесіндегі жылулық өзгерулер қысымдағыштағы сұйық/бу көлемінің күрт өзгеруіне алып келеді, ал қысымдағыштың жалпы көлемі осы өзгерулерді жылытқыштарды ашпай немесе қысымдағышты толық босатусыз сіңіруге арналған. Негізгі салқындатқыштағы қысым өзгерістері қысымдағыштағы температура өзгерістері ретінде көрінеді және автоматты жылытқыштар мен су шашырату арқылы реттеледі, олар тиісінше қысымдағыш температурасын көтереді және төмендетеді.

Насос

Салқындатқыш сұйықтықты қуатты сорғылар негізгі контур бойымен айдап жүреді. Бұл сорғылар минутына шамамен 100,000 галлон салқындатқыш сұйықтықты қамтамасыз етеді. Реакторлық ядродан жылуды сіңіргеннен кейін, біріншілік салқындатқыш жылуды бу генераторында төмен қысымды екіншілік контурдағы суға береді, осы арқылы екіншілік салқындатқыш бу турбинасында пайдалану үшін көптеген конструкцияларда 6,2 МПа (60 атм, 900 псия), 275 °C (530 °F) қысымдағы қаныққан буға айналады. Салқындатылған біріншілік салқындатқыш содан кейін қайтадан қыздыру үшін реакторлық ыдысқа қайтарылады.

Модератор

Қысымды су реакторлары, барлық жылу реакторлары сияқты, ядролық отынмен өзара әрекеттесу және тізбекті реакцияны қолдау үшін жылдам бөліну нейтрондарын баяулауды (модерациялау немесе термолизациялау деп аталатын процесс) қажет етеді. PWR-де салқындатқыш су нейтрондарға судағы жеңіл сутек атомдарымен бірнеше рет соқтығысуына мүмкіндік береді, осы процесте жылдамдығын жоғалта отырып, модератор ретінде қолданылады. Нейтрондардың бұл "баяулауы" судың тығыздығы жоғары болғанда жиі болады (соқтығысулар көбірек болады). Суды модератор ретінде пайдалану – PWR-дің маңызды қауіпсіздік ерекшелігі, себебі температураның өсуі судың кеңеюіне әкелуі мүмкін, бұл су молекулалары арасындағы үлкен "аралықтарды" тудырады және термолизацияның ықтималдығын азайтады, осылайша нейтрондардың баяулау дәрежесі төмендейді, ал реактордағы реактивтілік азаяды. Сондықтан, реактивтілік қалыпты деңгейден жоғары болса, нейтрондардың баяулауы төмендегендіктен тізбекті реакция баяулайды және жылу өндірімі азаяды. Бұл қасиет реактивтіліктің теріс температуралық коэффициенті деп аталады, ол PWR реакторларын өте тұрақты етеді. Бұл процесс "өздігінен реттелу" деп аталады, яғни салқындатқыш қаншалықты ыстық болса, қондырғы соншалықты аз реактивті болады, өтемақы ретінде өзін сәл тоқтатады, және керісінше. Осылайша, қондырғы басқару таяқшаларының орналасуымен белгіленген температураның шамасында өзін-өзі басқарады. Ал, Чернобыльде қолданылған советтік RBMK реакторының дизайны, судың орнына графитті модератор ретінде және суыту үшін қайнаған суды пайдаланады, реактивтіліктің үлкен оң термиялық коэффициентіне ие. Бұл салқындатқыш пен отын температурасының жоғарылауымен реактивтілік пен жылу өндірісінің артатындығын білдіреді, бұл RBMK дизайнын жоғары температурадағы қысымды су реакторларына қарағанда тұрақсыз етеді. Модератор ретінде қызмет еткенде нейтрондарды баяулату қасиетіне қоса, су нейтрондарды сіңіру қасиетіне де ие, бірақ оның дәрежесі төмен. Салқындатқыш судың температурасы жоғарылағанда қайнау күшейеді, бұл көпіршіктердің пайда болуына себеп болады. Осылайша, графит модераторымен баяулатылған термиялық нейтрондарды сіңіруге судың көлемі азаяды, бұл реактивтіліктің артуына әкеледі. Бұл қасиет реактивтіліктің бос коэффициенті деп аталады, ал Чернобыль сияқты RBMK реакторында бос коэффициент оң және үлкен, реакция басталғанда оны реттеуді қиындатады. RBMK реакторларында басқару таяқшаларының дизайнында кемшілік бар, онда жылдам тоқтату кезінде таяқшалардың графит реакциясын күшейту ұштары реактордың түбіндегі суды ығыстырып, ондағы реактивтілікті жергілікті түрде арттырады. Бұл "оң тоқтату әсері" деп аталады, ол кемшіліктері бар RBMK басқару таяқшаларының дизайнына тән. Реактордың шекті деңгейіне жеткен операторлардың қателіктерімен қатар, осы конструкциялық кемшіліктер де Чернобыль апатының себептері ретінде қарастырылады. Канадтық CANDU ауыр су реакторының дизайны аздаған оң бос коэффициентіне ие, бұл реакторлар кеңестік RBMK дизайнында жоқ бірқатар озық пассивті қауіпсіздік жүйелерімен осы мәселені шешеді. Егер CANDU реакторына немесе кез келген басқа ауыр су реакторына авариялық салқындатқыш ретінде қарапайым жеңіл су жеткізілсе, сындық жағдай тумауы мүмкін. Жану деңгейіне байланысты, критикалық апатты болдырмау үшін авариялық салқындатқышқа борик қышқылы немесе басқа нейтрондық у қосылуы керек. PWR-лер төмен мөлшерленген күйде жұмыс істеу үшін жасалған, яғни судың көлемін немесе тығыздығын арттыру арқылы модерацияны одан әрі арттыруға мүмкіндік бар, себебі егер модерация қанығуға жақын болса, онда модератордың/салқындатқыштың тығыздығын азайту нейтронды сіңіруді едәуір азайтуы мүмкін, ал модерацияны аздап төмендетуі мүмкін, бұл бос коэффициентін оң етеді. Сонымен қатар, жеңіл су ауыр суға қарағанда нейтрондарды біршама күшті модератор болып табылады, бірақ ауыр судың нейтрондарды сіңіру қабілеті әлдеқайда төмен. Осы екі фактіге байланысты жеңіл су реакторларының модератор көлемі салыстырмалы түрде аз, сондықтан олардың ядролары тығыз. Келесі буынның бір дизайны – суперкритикалық су реакторы, одан да аз мөлшерленген. Нейтрон энергиясының аз мөлшерленген спектрі 235U және әсіресе 239Pu үшін тұтқындау/бөлшектеу қатынасын нашарлатады, яғни нейтронды сіңіруде бөлшектелетін ядролар бөлінбейді, оның орнына нейтронды тұтқындап, ауыр бөлінбейтін изотопқа айналады, бір немесе бірнеше нейтронды ысырап етеді және ауыр трансурандық актиноидтардың жинақталуын күшейтеді, олардың кейбіреулері ұзақ жартылай өмірге ие.

Pressurized water reactors, like all thermal reactor designs, require the fast fission neutrons to be slowed (a process called moderation or thermalizing) in order to interact with the nuclear fuel and sustain the chain reaction. 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. This "moderating" of neutrons will happen more often when the water is more dense (more collisions will occur). The use of water as a moderator is an important safety feature of PWRs, as an increase in temperature may cause the water to expand, giving greater 'gaps' between the water molecules and reducing the probability of thermalization — thereby reducing the extent to which neutrons are slowed and hence reducing the reactivity in the reactor. Therefore, if reactivity increases beyond normal, the reduced moderation of neutrons will cause the chain reaction to slow down, producing less heat. This property, known as the negative temperature coefficient of reactivity, makes PWR reactors very stable. This process is referred to as 'Self Regulating', i. e. the hotter the coolant becomes, the less reactive the plant becomes, shutting itself down slightly to compensate and vice versa. Thus the plant controls itself around a given temperature set by the position of the control rods. In contrast, the Soviet RBMK reactor design used at Chernobyl, which uses graphite instead of water as the moderator and uses boiling water as the coolant, has a large positive thermal coefficient of reactivity. This means reactivity and heat generation increases when coolant and fuel temperatures increase, which makes the RBMK design less stable than pressurized water reactors at high operating temperature. In addition to its property of slowing down neutrons when serving as a moderator, water also has a property of absorbing neutrons, albeit to a lesser degree. When the coolant water temperature increases, the boiling increases, which creates voids. Thus there is less water to absorb thermal neutrons that have already been slowed by the graphite moderator, causing an increase in reactivity. This property is called the void coefficient of reactivity, and in an RBMK reactor like Chernobyl, the void coefficient is positive, and fairly large, making it very hard to regulate when the reaction begins to run away. The RBMK reactors also have a flawed control rods design in which during rapid scrams, the graphite reaction enhancement tips of the rods would displace water at the bottom of the reactor and locally increase reactivity there. This is called the "positive scram effect" that is unique to the flawed RBMK control rods design. These design flaws, in addition to operator errors that pushed the reactor to its limits, are generally seen as the causes of the Chernobyl disaster. The Canadian CANDU heavy water reactor design have a slight positive void coefficient, these reactors mitigate this issues with a number of built in advanced passive safety systems not found in the Soviet RBMK design. No criticality could occur in a CANDU reactor or any other heavy water reactor when ordinary light water is supplied to the reactor as an emergency coolant. Depending on burnup, boric acid or another neutron poison will have to be added to emergency coolant to avoid a criticality accident. PWRs are designed to be maintained in an undermoderated state, meaning that there is room for increased water volume or density to further increase moderation, because if moderation were near saturation, then a reduction in density of the moderator/coolant could reduce neutron absorption significantly while reducing moderation only slightly, making the void coefficient positive. Also, light water is actually a somewhat stronger moderator of neutrons than heavy water, though heavy water's neutron absorption is much lower. Because of these two facts, light water reactors have a relatively small moderator volume and therefore have compact cores. One next generation design, the supercritical water reactor, is even less moderated. A less moderated neutron energy spectrum does worsen the capture/fission ratio for 235U and especially 239Pu, meaning that more fissile nuclei fail to fission on neutron absorption and instead capture the neutron to become a heavier nonfissile isotope, wasting one or more neutrons and increasing accumulation of heavy transuranic actinides, some of which have long half lives.

Отын

Байытудан кейін уран диоксиді ұнтағы жоғары температурадағы, спеканиелендіру пешінде күйдіріліп, байытылған уран диоксидінен жасалған қатты, керамикалық гранулаларға айналдырылады. Цилиндр тәрізді гранулалар коррозияға төзімді цирконий металл қорытпасы – Zircaloy-мен қапталады, олардың іші гелиймен толтырылады, бұл жылуды өткізуге көмектеседі және ағып кетуді анықтауға мүмкіндік береді. Zircaloy өз механикалық қасиеттері мен төмен сіңіру қимасы үшін таңдалады. Дайын отын таяқшалары отын жинақтарына біріктіріледі, олар отын шоғырлары деп аталады, содан кейін реактордың активтік аймағын құру үшін қолданылады. Типикалық PWR реакторында әрқайсысында 200-300 таяқшадан тұратын отын жинақтары болады, ал үлкен реакторда барлығы 80-100 тонна уран бар 150-250 мұндай жинақтар болады. Әдетте, отын шоғырлары 14 × 14-тен 17 × 17-ге дейін отын таяқшаларынан тұрады. PWR шамамен 900-1600 МВт электр энергиясын өндіреді. PWR отын шоғырларының ұзындығы шамамен 4 метрді құрайды. Көптеген коммерциялық PWR реакторларында отынды ауыстыру циклы 18-24 айды құрайды. Әр отын ауыстыру кезінде активтік аймақтың шамамен үштен бірі жаңа отынмен алмастырылады, бірақ кейбір қазіргі заманғы отын ауыстыру схемалары отын ауыстыру уақытын бірнеше күнге дейін қысқартып, отын ауыстыруды жиірек жүргізуге мүмкіндік береді.

Артықшылықтар

PWR реакторлары температураның жоғарылауымен қуатты азайтуға бейім болғандықтан өте тұрақты; бұл реакторды тұрақтылық тұрғысынан басқаруды жеңілдетеді. PWR турбиналық циклдық контуры негізгі контурдан бөлек болғандықтан, екінші контурдағы су радиоактивті материалдармен ластанбайды. PWR реакторы сыртқы қуат көзінен айырылған жағдайда, бастапқы ядролық реакцияны дереу тоқтату үшін пассивті түрде тоқтатылуы мүмкін. Бақылау таяқшалары электромагниттермен ұсталады және ток жоғалған кезде гравитация күшімен төмен түседі; толық енгізілу бастапқы ядролық реакцияны қауіпсіз түрде тоқтатады. PWR технологиясы ядролық флотты дамытпақ ниеттегі елдерге қолайлы; ықшам реакторлар ядролық суасты кемелері және басқа да ядролық кемелерге жақсы орналасады. PWR реакторлары – әлемде ең көп қолданылатын реактор түрі, бұл жаңа станциялар мен қолданыстағы станциялар үшін жабдықтар мен бөлшектерді жеткізушілердің кең ауқымын қамтамасыз етеді. Олардың ұзақ мерзімді пайдалану тәжірибесіне байланысты, ядролық энергетикадағы ең жетілген технологияға жақын нәрсе осылар. PWR реакторлары, түріне қарай, MOX отынымен және/немесе ресейлік Remix отынымен (оның құрамында "қалыпты" U/Pu MOX отынына қарағанда төмен және жоғары пайыздық мөлшері бар) отынмен жабдықталуы мүмкін, бұл (ішінара) жабық ядролық отын циклын қамтамасыз етеді. Су – улы емес, мөлдір, химиялық жағынан инерт (мысалы, NaK-пен салыстырғанда) салқындатқыш, бөлме температурасында сұйық күйде болады, бұл визуалды тексеруді және техникалық қызмет көрсетуді жеңілдетеді. Сондай-ақ, ауыр судан немесе тіпті ядролық графиттен айырмашылығы, оны алу оңай және арзан. Табиғи уранмен жұмыс істейтін реакторлармен салыстырғанда, PWR салыстырмалы түрде жоғары жану деңгейіне жете алады. Типикалық PWR әр 18-24 ай сайын отын жүктемесінің ¼-ден ⅓-ін ауыстырады және реакторды тоқтатуды талап ететін техникалық қызмет көрсету мен тексеруді осы кезеңге жоспарлайды. Табиғи уранмен жабдықталған реакторға қарағанда, өндірілген электр энергиясының бірлігіне көбірек уран кені жұмсалады, бірақ пайдаланылған отын мөлшері азырақ, ал қалдығы – радиологиялық қауіптілігі табиғи ураннан төмен кемітілген уран.

Кемшіліктер

Салқындатқыш су жоғары температурада сұйық күйінде қалуы үшін жоғары қысымда болуы керек. Бұл үшін жоғары беріктігі бар құбырлар мен ауыр қысымды ыдыс қажет, сондықтан құрылыс шығындары артады. Жоғары қысым салқындатқыш сұйықтықтың жоғалуынан болатын зардаптарды күшейтуі мүмкін. Реактордың қысым ыдысы сымбатты болаттан жасалған, бірақ станция жұмыс істеген сайын реактордан шыққан нейтрон ағыны осы болаттың сымбаттылығын төмендетеді. Ақырында болаттың икемділігі қолданылатын қазандық пен қысымды ыдыс стандарттарында белгіленген шектерге жетеді, ал қысымды ыдыс жөндеу немесе ауыстыру керек. Бұл практикалық немесе экономикалық емес болуы мүмкін, сондықтан станцияның қызмет ету мерзімін анықтайды. Сонымен қатар реакторды суыту үшін сумен жабдықтаушы сорғылар, қысымдылық және бу генераторлары сияқты қосымша жоғары қысымды компоненттер қажет. Бұл ПВР электр станциясының күрделілігі мен құнына қосымша шығындар әкеледі. Жоғары температуралы сумен салқындатқыш, онда еріген бор қышқылы көміртекті болатқа (бірақ тот баспайтын болатқа емес) коррозия тудырады; бұл бастапқы салқындатқыш циклде радиоактивті коррозия өнімдерінің айналымына әкелуі мүмкін. Бұл реактордың қызмет ету мерзімін шектеп қана қоймай, коррозия өнімдерін сүзгілеу және бор қышқылының концентрациясын реттеу жүйелері реактордың жалпы құнына және сәулелену деңгейіне әсер етеді. Бір жағдайда, бұл механизмнің өзі мен негізгі жүйе арасындағы тұмша арқылы борик қышқылының ерітіндісі ағып кеткен кезде, басқару таяқшаларының қозғалтқыш механизмдерін қатты коррозияға ұшыратты. Қысымды су реакторының негізгі салқындатқыш циклін бороммен толтыру қажеттілігіне байланысты судағы радиоактивті екінші тритий өндірісі ұқсас қуаттылықтағы қайнаған су реакторларына қарағанда 25 есе артық, себебі соңғысының салқындатқыш циклінде нейтрондық тежегіш элемент жоқ. Тритий 10 бор атомының ядросында жылдам нейтронның сіңірілуімен пайда болады, ол кейін литий 7 және тритий атомдарына бөлінеді. Қысымды су реакторлары жыл сайын қоршаған ортаға бірнеше жүз кюри тритий шығарады. Табиғи уранның 0,7% -ы 235 ураннан тұрады, ол термиялық реакторларға қажетті изотоп. Бұл уранды байытуды қажет етеді, бұл отын өндірісінің құнын едәуір арттырады. Табиғи уранмен жұмыс істейтін реакторлармен салыстырғанда, жоғары күйдірілгенге қол жеткізуге бола тұра, уран кенінің бірлігіне аз энергия өндіріледі. Ядролық қайта өңдеу табиғи уран мен байытылған уран реакторларының отынмен қамтамасыз етілуін ұзартады, бірақ ол іс жүзінде тек қана жеңіл су реакторларында қолданылады, мысалы, CANDU реакторларының отқа түсетін отын ретінде жарықпен байытылған отынмен жұмыс істейді. Су нейтрондық тежегіш ретінде әрекет ететіні үшін PWR конструкциясымен жылдам нейтрондық реактор жасау мүмкін емес. Алайда, су реакторының төмендеу мөлшерінде бірліктегіден жоғары көбею қатынасына қол жеткізуге болады, бірақ бұл реактордың бұл түрінің өзіндік кемшіліктері бар. PWR-ден шыққан пайдаланылған отынның табиғи ураннан гөрі бөлінгіш материалдың мөлшері жоғары болады. Ядролық қайта өңдеусіз бұл бөлінгіш материалды ПВР-да отын ретінде пайдалануға болмайды. Алайда, оны CANDU-да "DUPIC" деп аталатын процесте минималды қайта өңдеумен ғана пайдалануға болады. Ыстық тиімділігі қайнаған су реакторларына қарағанда жақсы болса да, жоғары температуралы газдармен, сұйық металдармен немесе балқыған тұздармен салқындатылған реакторлардың жоғары жұмыс температурасына қол жеткізе алмайды. Сол сияқты, PWR-ден алынған процестік жылу өнеркәсіптік қолданбалардың көпшілігіне жарамсыз, өйткені олар радиолизден жоғары температураны қажет етеді және ыстық бу мен циркаллой пластинасының өзара әрекеттесуін қамтитын кейбір апат сценарийлері суыту суынан сутегін шығарады, бұл сутегінің жарылысына әкелуі мүмкін. Фукусимадағы ядролық апат кезінде сутегі жарылысы зақымдалған ғимаратты ұстау үлкен алаңдаушылық тудырды. Кейбір реакторларда сутегінің қоршаған ортадағы оттегімен жарылғыш емес реакцияға түсуіне мүмкіндік беретін каталитикалық рекомбинаторлар бар.

The coolant water must be highly pressurized to remain liquid at high temperatures. This requires high strength piping and a heavy pressure vessel and hence increases construction costs. The higher pressure can increase the consequences of a loss of coolant accident. The reactor pressure vessel is manufactured from ductile steel but, as the plant is operated, neutron flux from the reactor causes this steel to become less ductile. Eventually the ductility of the steel will reach limits determined by the applicable boiler and pressure vessel standards, and the pressure vessel must be repaired or replaced. This might not be practical or economic, and so determines the life of the plant. Additional high pressure components such as reactor coolant pumps, pressurizer, and steam generators are also needed. This also increases the capital cost and complexity of a PWR power plant. The high temperature water coolant with boric acid dissolved in it is corrosive to carbon steel (but not stainless steel); this can cause radioactive corrosion products to circulate in the primary coolant loop. This not only limits the lifetime of the reactor, but the systems that filter out the corrosion products and adjust the boric acid concentration add significantly to the overall cost of the reactor and to radiation exposure. In one instance, this has resulted in severe corrosion to control rod drive mechanisms when the boric acid solution leaked through the seal between the mechanism itself and the primary system. Due to the requirement to load a pressurized water reactor's primary coolant loop with boron, undesirable radioactive secondary tritium production in the water is over 25 times greater than in boiling water reactors of similar power, owing to the latter's absence of the neutron moderating element in its coolant loop. The tritium is created by the absorption of a fast neutron in the nucleus of a boron 10 atom which subsequently splits into a lithium 7 and tritium atom. Pressurized water reactors annually emit several hundred curies of tritium to the environment as part of normal operation. Natural uranium is only 0.7% uranium 235, the isotope necessary for thermal reactors. This makes it necessary to enrich the uranium fuel, which significantly increases the costs of fuel production. Compared to reactors operating on natural uranium, less energy is generated per unit of uranium ore even though a higher burnup can be achieved. Nuclear reprocessing can "stretch" the fuel supply of both natural uranium and enriched uranium reactors but is virtually only practiced for light water reactors operating with lightly enriched fuel as spent fuel from e. g. CANDU reactors is very low in fissile material. Because water acts as a neutron moderator, it is not possible to build a fast neutron reactor with a PWR design. A reduced moderation water reactor may however achieve a breeding ratio greater than unity, though this reactor design has disadvantages of its own. Spent fuel from a PWR usually has a higher content of fissile material than natural uranium. Without nuclear reprocessing, this fissile material cannot be used as fuel in a PWR. It can, however, be used in a CANDU with only minimal reprocessing in a process called "DUPIC" Direct Use of spent PWR fuel in CANDU. Thermal efficiency, while better than for boiling water reactors, cannot achieve the values of reactors with higher operating temperatures such as those cooled with high temperature gases, liquid metals or molten salts. Similarly process heat drawn from a PWR is not suitable for most industrial applications as those require temperatures in excess of
Radiolysis and certain accident scenarios which involve interactions between hot steam and zircalloy cladding can produce hydrogen from the cooling water leading to hydrogen explosions as a potential accident scenario. During the Fukushima nuclear accident a hydrogen explosion damaging the containment building was a major concern. Some reactors contain catalytic recombiners which let the hydrogen react with ambient oxygen in a non explosive fashion.