Реактор с водой под давлением: устройство и применение.

Введение

Тип ядерного реактора

Реактор с водой под давлением (PWR) — это тип легководного ядерного реактора. Реакторы PWR составляют подавляющее большинство атомных электростанций в мире (с заметными исключениями в Великобритании, Японии и Канаде). В PWR первичный теплоноситель (вода) перекачивается под высоким давлением к активной зоне реактора, где нагревается за счет энергии, выделяющейся при делении атомов. Нагретая вода под высоким давлением затем поступает в парогенератор, где передает свою тепловую энергию воде низкого давления вторичного контура, где генерируется пар. Этот пар приводит в движение турбины, которые вращают электрогенератор. В отличие от реактора с кипящей водой (BWR), давление в первичном контуре теплоносителя предотвращает закипание воды внутри реактора. Все легководные реакторы используют обычную воду как в качестве теплоносителя, так и в качестве нейтронного замедлителя. В большинстве используются от двух до четырех вертикально установленных парогенераторов; реакторы ВВЭР используют горизонтальные парогенераторы. Реакторы PWR первоначально разрабатывались для использования в качестве ядерной энергетической установки для атомных подводных лодок и использовались в первоначальной конструкции второй коммерческой электростанции на АЭС Shippingport. Реакторы PWR, в настоящее время работающие в Соединенных Штатах, считаются реакторами поколения II. Российские реакторы ВВЭР аналогичны американским PWR, но ВВЭР-1200 не считается реактором поколения II (см. ниже). Франция эксплуатирует множество PWR для производства большей части своей электроэнергии.

История

Несколько сотен PWR используются для привода морских судов, таких как авианосцы, атомные подводные лодки и ледоколы. В США они были первоначально разработаны в Национальной лаборатории Оук-Ридж для использования в качестве ядерной энергетической установки подводной лодки, а полностью функционирующая установка для подводных лодок располагалась в Национальной лаборатории Айдахо. Дальнейшие работы проводились лабораторией Westinghouse Bettis Atomic Power Laboratory. Первая чисто коммерческая атомная электростанция Шиппингпорт изначально проектировалась как реактор с водой под давлением (хотя первой электростанцией, подключенной к сети, была станция в Обнинске, СССР) по настоянию адмирала Хаймана Г. Риковера, который считал, что жизнеспособная коммерческая станция не должна включать ни один из "сумасшедших термодинамических циклов, которые все остальные хотят строить". Армейская ядерная программа США эксплуатировала реакторы с водой под давлением с 1954 по 1974 год. Атомная электростанция Три-Майл-Айленд изначально работала на двух реакторах с водой под давлением: ТМИ-1 и ТМИ-2. Частичная авария на ТМИ-2 в 1979 году фактически остановила рост строительства новых атомных электростанций в Соединенных Штатах на два десятилетия. В 2016 году был введен в эксплуатацию второй блок Уоттс-Бар (четырехконтурный PWR от Westinghouse), став первым новым ядерным реактором в Соединенных Штатах с 1996 года. Реактор с водой под давлением имеет несколько новых эволюционных конструкций реакторов поколения III: AP1000, VVER 1200, ACPR1000+, APR1400, Hualong One, IPWR 900 и EPR. Первые реакторы AP1000 и EPR были подключены к энергосети в Китае в 2018 году. В 2020 году NuScale Power стала первой американской компанией, получившей одобрение Комиссии по ядерному регулированию на строительство небольшого модульного реактора с модифицированной конструкцией PWR. Также в 2020 году Energy Impact Center представил проект OPEN100, опубликовавший чертежи с открытым исходным кодом для строительства атомной электростанции мощностью 100 МВт электрической энергии с конструкцией PWR.

Дизайн

Ядерное топливо в реакторном сосуде под давлением участвует в контролируемой цепной реакции деления, которая производит тепло, нагревающее воду в первичном контуре теплоносителя посредством теплопроводности через оболочку топливных элементов. Горячий первичный теплоноситель подается в теплообменник, называемый парогенератором, где он протекает через несколько тысяч небольших труб. Тепло передается через стенки этих труб во вторичный теплоноситель низкого давления, расположенный в межтрубном пространстве теплообменника, где вторичный теплоноситель испаряется, образуя пар под давлением. Эта передача тепла осуществляется без смешивания двух жидкостей, чтобы предотвратить радиоактивное загрязнение вторичного контура. Образующийся пар имеет и другие применения, помимо выработки электроэнергии. На атомных кораблях и подводных лодках пар подается через паровую турбину, соединенную с редукторным механизмом, приводящим в движение гребной вал. Прямое механическое воздействие за счет расширения пара может использоваться в паровых катапультах для самолетов или в аналогичных устройствах. В некоторых странах используется централизованное теплоснабжение с помощью пара, а также прямое отопление для внутренних нужд предприятия. Для реактора с водой под давлением (PWR) характерны две особенности по сравнению с другими типами реакторов: разделение контура теплоносителя и паровой системы, а также высокое давление в первичном контуре теплоносителя. В PWR имеются два отдельных контура теплоносителя (первичный и вторичный), заполненных деминерализованной/деионизированной водой. В отличие от него, реактор с кипящей водой имеет только один контур теплоносителя, а более сложные конструкции, такие как реакторы-размножители, используют вещества, отличные от воды, в качестве теплоносителя и замедлителя (например, жидкий натрий в качестве теплоносителя или графит в качестве замедлителя). Давление в первичном контуре теплоносителя обычно составляет , что значительно выше, чем в других ядерных реакторах, и почти вдвое превышает давление в реакторе с кипящей водой (BWR). В результате этого кипение происходит локально, а образующийся пар быстро конденсируется в основном объеме теплоносителя. В реакторе с кипящей водой, напротив, первичный теплоноситель предназначен для кипения.

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.

Охлаждающая жидкость

В качестве основного теплоносителя в реакторе с водой под давлением (PWR) используется легкая вода. Вода поступает через нижнюю часть активной зоны реактора и нагревается по мере подъема через активную зону до температуры около . Вода остается в жидком состоянии, несмотря на высокую температуру, благодаря высокому давлению в первом контуре теплоносителя, обычно около 155 бар (15,5 МПа, 153 атм, 2250 фунтов на квадратный дюйм). Температура воды в PWR не может превышать , а давление – 22,064 МПа (3200 psi или 218 атм), поскольку это критические параметры воды. Сверхкритические водяные реакторы (по состоянию на 2022 год) – это лишь предлагаемая концепция, в которой теплоноситель никогда не покидает сверхкритическое состояние. Однако, поскольку для этого требуется еще более высокое давление, чем в PWR, и это может привести к проблемам коррозии, такие реакторы пока не были построены.

Прессуризатор

Давление в первичном контуре поддерживается прессуризатором – отдельным сосудом, соединенным с первичным контуром и частично заполненным водой, которая нагревается погруженными электрическими нагревателями до температуры насыщения (точки кипения), соответствующей требуемому давлению. Для достижения давления [значение давления], температура в прессуризаторе поддерживается на уровне 345 °C (653 °F), что обеспечивает запас подохлаждения (разница между температурой прессуризатора и максимальной температурой в активной зоне реактора) в 30 °C (54 °F). Поскольку 345 °C – это температура кипения воды при 155 бар, жидкая вода находится вблизи границы фазового перехода. Тепловые возмущения в системе теплоносителя реактора вызывают значительные колебания объема жидкости/пара в прессуризаторе, а общий объем прессуризатора рассчитан на поглощение этих возмущений без освобождения нагревателей или опорожнения прессуризатора. Возмущения давления в первичной системе теплоносителя проявляются как возмущения температуры в прессуризаторе и контролируются посредством автоматических нагревателей и распыления воды, которые соответственно повышают и понижают температуру прессуризатора.

Насосы

Охлаждающая жидкость перекачивается по первичному контуру мощными насосами. Эти насосы обеспечивают производительность около 100 000 галлонов охлаждающей жидкости в минуту. Нагреваясь при прохождении через активную зону реактора, первичная охлаждающая жидкость передает тепло воде во вторичном контуре с более низким давлением в парогенераторе, испаряя ее и образуя насыщенный пар — в большинстве конструкций с параметрами 6,2 МПа (60 атм, 900 псиа), 275 °C (530 °F) — для использования в паровой турбине. Затем охлажденная первичная охлаждающая жидкость возвращается в реактор для повторного нагрева.

Модератор

Водные реакторы под давлением, как и все конструкции тепловых реакторов, требуют замедления быстрых нейтронов деления (процесс, называемый замедлением или термизацией) для взаимодействия с ядерным топливом и поддержания цепной реакции. В водо-водяных реакторах (PWR) охлаждающая вода используется в качестве замедлителя, позволяя нейтронам испытывать множественные столкновения с легкими атомами водорода в воде, теряя при этом скорость. Это "замедление" нейтронов происходит чаще при более высокой плотности воды (большем количестве столкновений). Использование воды в качестве замедлителя является важной особенностью безопасности PWR, поскольку повышение температуры может привести к расширению воды, увеличению "промежутков" между молекулами воды и снижению вероятности термизации, тем самым уменьшая степень замедления нейтронов и, следовательно, реактивность в реакторе. Поэтому, если реактивность превышает норму, уменьшение замедления нейтронов приведет к замедлению цепной реакции и уменьшению тепловыделения. Это свойство, известное как отрицательный температурный коэффициент реактивности, делает реакторы PWR очень стабильными. Этот процесс называется "саморегулированием", то есть чем выше температура теплоносителя, тем менее реактивна установка, слегка снижая мощность для компенсации, и наоборот. Таким образом, установка самоконтролируется при заданной температуре, определяемой положением регулирующих стержней. В отличие от этого, советская конструкция реактора РБМК, использовавшаяся в Чернобыле, которая использует графит вместо воды в качестве замедлителя и кипящую воду в качестве теплоносителя, имеет большой положительный тепловой коэффициент реактивности. Это означает, что реактивность и тепловыделение увеличиваются с повышением температуры теплоносителя и топлива, что делает конструкцию РБМК менее стабильной, чем реакторы PWR при высоких рабочих температурах. Помимо способности замедлять нейтроны при использовании в качестве замедлителя, вода также обладает способностью поглощать нейтроны, хотя и в меньшей степени. При повышении температуры теплоносителя увеличивается кипение, что приводит к образованию пустот. Таким образом, для поглощения замедленных графитовым замедлителем тепловых нейтронов остается меньше воды, что приводит к увеличению реактивности. Это свойство называется коэффициентом пустотности реактивности, и в реакторе РБМК, таком как Чернобыльский, коэффициент пустотности положительный и достаточно большой, что затрудняет регулирование при разгоне реакции. Реакторы РБМК также имеют дефектную конструкцию регулирующих стержней, при которой во время быстрых аварийных остановок графитовые наконечники стержней, усиливающие реакцию, вытесняют воду со дна реактора и локально увеличивают там реактивность. Это называется "положительным эффектом аварийной остановки", который уникален для дефектной конструкции регулирующих стержней РБМК. Эти конструктивные недостатки, а также ошибки операторов, которые довели реактор до предела, обычно рассматриваются как причины Чернобыльской катастрофы. Канадские тяжеловодные реакторы CANDU имеют небольшой положительный коэффициент пустотности, и эти реакторы смягчают эту проблему с помощью ряда встроенных передовых пассивных систем безопасности, которых нет в советской конструкции РБМК. Критичность не может возникнуть в реакторе CANDU или любом другом тяжеловодном реакторе при подаче обычной легкой воды в реактор в качестве аварийного теплоносителя. В зависимости от выгорания, для предотвращения аварийной критичности в аварийный теплоноситель необходимо добавлять борную кислоту или другой поглотитель нейтронов. Реакторы PWR спроектированы для работы в недозамедленном состоянии, то есть имеется запас для увеличения объема или плотности воды для дальнейшего увеличения замедления, поскольку при приближении замедления к насыщению уменьшение плотности замедлителя/теплоносителя может значительно снизить поглощение нейтронов, лишь незначительно уменьшив замедление, что сделает коэффициент пустотности положительным. Кроме того, легкая вода на самом деле является несколько более эффективным замедлителем нейтронов, чем тяжелая вода, хотя поглощение нейтронов тяжелой водой намного ниже. Благодаря этим двум фактам, реакторы на легкой воде имеют относительно небольшой объем замедлителя и, следовательно, компактные активные зоны. Одна из перспективных конструкций, реактор со сверхкритической водой, еще менее замедлена. Менее замедленный энергетический спектр нейтронов ухудшает отношение захвата к делению для 235U и особенно 239Pu, что означает, что большее количество делящихся ядер не делятся при поглощении нейтрона, а вместо этого захватывают нейтрон, превращаясь в более тяжелый неделящийся изотоп, теряя один или несколько нейтронов и увеличивая накопление тяжелых трансплутониевых актинидов, некоторые из которых имеют длительный период полураспада.

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.

Топливо

После обогащения порошок диоксида урана обжигается при высокой температуре в печи для спекания, чтобы создать твёрдые керамические таблетки диоксида урана. Затем цилиндрические таблетки заключаются в оболочку из коррозионностойкого циркониевого сплава Zircaloy, который заполняется гелием для улучшения теплопроводности и обнаружения утечек. Zircaloy выбран благодаря своим механическим свойствам и малому сечению поглощения. Готовые топливные стержни группируются в топливные сборки, называемые топливными пучками, которые затем используются для создания активной зоны реактора. Типичный реактор имеет топливные сборки, содержащие от 200 до 300 стержней, а большой реактор может содержать около 150–250 таких сборок, в общей сложности 80–100 тонн урана. Обычно топливные пучки состоят из топливных стержней, объединенных в решетку размером от 14 × 14 до 17 × 17. Реактор типа PWR вырабатывает около 900–1600 МВт электроэнергии. Длина топливных пучков PWR составляет примерно 4 метра. Перезагрузка топлива для большинства коммерческих реакторов типа PWR осуществляется в цикле 18–24 месяцев. При каждой перезагрузке заменяется примерно одна треть активной зоны, хотя некоторые более современные схемы перезагрузки могут сократить время перезагрузки до нескольких дней и позволить проводить её с более короткой периодичностью.

Преимущества

Реакторы PWR очень стабильны благодаря тенденции снижать мощность при повышении температуры; это облегчает эксплуатацию реактора с точки зрения стабильности. Контур цикла турбины PWR отделен от первичного контура, поэтому вода во вторичном контуре не загрязняется радиоактивными веществами. Реакторы PWR могут пассивно осуществлять аварийную остановку реактора в случае потери внешнего электроснабжения, чтобы немедленно остановить первичную ядерную реакцию. Управляющие стержни удерживаются электромагнитами и опускаются под действием силы тяжести при отключении питания; полное введение стержней безопасно останавливает первичную ядерную реакцию. Технология PWR пользуется спросом у стран, стремящихся к развитию ядерного флота; компактные реакторы хорошо подходят для атомных подводных лодок и других ядерных судов. Реакторы PWR – наиболее распространенный тип реакторов в мире, что обеспечивает широкий выбор поставщиков новых установок и запасных частей для существующих. Благодаря большому опыту эксплуатации, они являются наиболее близкими к зрелой технологии, доступной в ядерной энергетике. В зависимости от типа, реакторы PWR могут использовать MOX-топливо и/или российское ремикс-топливо (которое имеет более низкое и более высокое содержание, чем "обычное" U/Pu MOX-топливо), что позволяет реализовать (частично) замкнутый ядерный топливный цикл. Вода – нетоксичный, прозрачный, химически неактивный (по сравнению, например, с NaK) теплоноситель, который остается в жидком состоянии при комнатной температуре, что облегчает визуальный осмотр и техническое обслуживание. Кроме того, ее легко и дешево получить, в отличие от тяжелой воды или даже ядерного графита. По сравнению с реакторами, работающими на природном уране, реакторы PWR могут достигать относительно высокого уровня выгорания топлива. Типичный реактор PWR заменяет от четверти до трети загрузки топлива каждые 18-24 месяца, а также проводит техническое обслуживание и инспекцию, требующие остановки реактора, в этот период. Хотя на единицу произведенной электроэнергии расходуется больше урановой руды, чем в реакторе, работающем на природном уране, количество отработанного топлива меньше, а остаток составляет обедненный уран, радиационная опасность которого ниже, чем у природного урана.

Недостатки

The coolant water must be highly pressurized to remain liquid at high temperatures. This requires high-strength piping and a heavy pressure vessel, and therefore increases construction costs. 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 operates, neutron flux from the reactor causes this steel to become less ductile. Eventually, the steel's ductility will reach limits defined by applicable boiler and pressure vessel standards, and the pressure vessel must be repaired or replaced. This may not be practical or economical, and thus determines the plant's lifespan. Additional high-pressure components, such as reactor coolant pumps, pressurizers, and steam generators, are also required. 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 reactor's lifetime but also the systems that filter out the corrosion products and adjust the boric acid concentration significantly add to the overall reactor cost and radiation exposure. In one instance, this resulted in severe corrosion of control rod drive mechanisms when 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 secondary tritium production in the water is more than 25 times greater than in boiling water reactors of similar power, owing to the latter's lack of a neutron moderator in its coolant loop. Tritium is created by the absorption of a fast neutron in the nucleus of a boron-10 atom, which subsequently splits into lithium-7 and tritium. Pressurized water reactors annually release several hundred curies of tritium into the environment as part of normal operation. Natural uranium is only 0.7% uranium-235, the isotope necessary for thermal reactors. This necessitates uranium enrichment, which significantly increases fuel production costs. Compared to reactors operating on natural uranium, less energy is generated per unit of uranium ore, even though higher burnup can be achieved. Nuclear reprocessing can "extend" the fuel supply for both natural and enriched uranium reactors, but it is practically used only for light water reactors operating with low-enriched fuel, as spent fuel from, for example, CANDU reactors is very low in fissile material. Because water acts as a neutron moderator, it is impossible to build a fast neutron reactor with a PWR design. A reduced-moderation water reactor may, however, achieve a breeding ratio greater than unity, although this reactor design has its own disadvantages. 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. However, it can 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 reach 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 exceeding [omitted for brevity]. Radiolysis and certain accident scenarios involving interactions between hot steam and zircaloy 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 allow hydrogen to react with ambient oxygen in a non-explosive manner.

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.