Um reator de água pressurizada (comumente abreviado como PWR, do inglês pressurized water reactor) é um tipo de reator de água leve. Os PWRs constituem o tipo mais comum de reator nuclear de potência, representando quase 70% da frota de reatores comerciais do mundo. Alguns países, como o Canadá e (historicamente) o Reino Unido, apoiaram-se predominantemente em outros conceitos (reatores de água pesada pressurizada CANDU e reatores refrigerados a gás, respectivamente), enquanto outros, como o Japão e a Índia, operam uma combinação mista de PWRs e outros tipos de reatores (notadamente reatores de água fervente e reatores de água pesada pressurizada).
Em um PWR, a água é empregada tanto como moderador de nêutrons quanto como fluido de arrefecimento do núcleo do reator. No núcleo, a água é aquecida pela energia liberada pela fissão nuclear dos átomos contidos no combustível. A manutenção de uma pressão muito elevada (cerca de 155 bar: 2.250 psi) assegura que a água permaneça em estado líquido sem entrar em ebulição generalizada. A água aquecida flui então para um gerador de vapor, onde transfere sua energia térmica para a água de um circuito secundário mantido a uma pressão inferior, o que permite a vaporização desta. O vapor resultante aciona turbinas a vapor conectadas a um gerador elétrico. Por outro lado, o reator de água fervente (BWR) não mantém pressão tão elevada no circuito primário e a água vaporiza-se no próprio vaso de pressão do reator antes de ser conduzida à turbina. A maioria dos projetos de PWR utiliza de dois a seis geradores de vapor, cada qual acoplado a um circuito individual de refrigeração.
Os PWRs foram originalmente projetados para servir de propulsão nuclear naval em submarinos nucleares e foram empregados no projeto original da segunda central comercial na Estação de Energia Atômica de Shippingport.
Os PWRs são operados nos Estados Unidos, França, Rússia, China, Coreia do Sul e diversos outros países. A maioria é de reatores de Geração II, havendo projetos mais recentes de Geração III, como o AP1000, o Hualong One, o APR-1400 e o VVER-1000. Novos projetos de Geração III+ incluem o AP1000, o VVER-1200, o CAP-1400 e o EPR. As primeiras unidades dos reatores AP1000 e EPR foram conectadas à rede elétrica comercial na China em 2018.
História
Edifício de contenção do reator PWR e torre de resfriamento da Central Nuclear de Rancho Seco (em processo de descomissionamento, 2004)
O desenvolvimento dos reatores de água pressurizada começou em 1946 com o lançamento do Programa de Propulsão Nuclear Naval dos Estados Unidos no Laboratório Nacional de Oak Ridge, no Tennessee, voltado para a propulsão de submarinos. A primeira instalação de potência naval totalmente funcional foi montada no Laboratório Nacional de Idaho. Os trabalhos subsequentes de engenharia foram conduzidos pela Westinghouse no Bettis Atomic Power Laboratory. A primeira central nuclear exclusivamente comercial, a Estação de Energia Atômica de Shippingport, foi originalmente concebida com um reator de água pressurizada (embora a primeira usina do mundo conectada a uma rede elétrica tenha sido a de Obninsk, na URSS), mediante insistência do almirante Hyman G. Rickover de que uma instalação comercial viável não deveria adotar nenhum dos "ciclos termodinâmicos mirabolantes que todos os outros querem construir".
O Programa de Energia Nuclear do Exército dos Estados Unidos operou reatores de água pressurizada entre 1954 e 1974. A Central Nuclear de Three Mile Island operava inicialmente dois reatores PWR, TMI-1 e TMI-2. O derretimento parcial do reator TMI-2 em 1979 praticamente estagnou a construção de novas usinas nucleares nos Estados Unidos por duas décadas. A unidade 2 da Usina Nuclear de Watts Bar (um PWR Westinghouse de 4 circuitos) entrou em operação comercial em 2016, tornando-se o primeiro reator nuclear inédito a operar no país desde 1996.
Em 2020, a NuScale Power tornou-se a primeira empresa a receber aprovação regulatória da Comissão Reguladora Nuclear dos Estados Unidos para um projeto de pequeno reator modular baseado em um projeto PWR modificado. Também em 2020, o Energy Impact Center lançou o projeto OPEN100, que disponibilizou plantas em código aberto para a construção de uma central nuclear de 100 MW elétricos com desenho PWR.
Projeto
Diagrama da transferência de energia em um reator de água pressurizada. O fluido primário é indicado em laranja e o secundário (vapor e água condensada), em azul.Circuito primário de refrigeração exibindo o vaso de pressão do reator (vermelho), os geradores de vapor (roxo), o pressurizador (azul) e as bombas (verde) no projeto de três circuitos do Hualong One
O combustível nuclear abrigado no vaso de pressão do reator sustenta uma reação em cadeia controlada por fissão nuclear, gerando calor que eleva a temperatura da água no circuito primário de arrefecimento por condução térmica através do revestimento metálico das varetas. O fluido primário aquecido é impulsionado por bombas até um trocador de calor denominado gerador de vapor, circulando pelo interior de milhares de pequenos tubos condutores. O calor é transferido através das paredes desses tubos para a água do circuito secundário, mantida a uma pressão mais baixa, fazendo com que ela entre em ebulição e gere vapor sob pressão. Essa troca térmica ocorre sem o contato físico ou mistura dos dois fluidos, impedindo que o circuito secundário seja contaminado por materiais radioativos. As configurações estruturais mais frequentes para os geradores de vapor utilizam feixes de tubos em formato de "U" invertido ou feixes de passagem única.[carecede fontes]?
Nas usinas de geração nucleoelétrica, o vapor sob alta pressão é conduzido a uma turbina a vapor acoplada a um gerador elétrico, o qual despacha a energia para a rede de transmissão. Após transitar pelas pás da turbina, a mistura de água e vapor residual é resfriada e condensada em um condensador. O condensador converte o vapor de volta ao estado líquido para que possa ser bombeado de volta ao gerador de vapor, criando simultaneamente um vácuo parcial na saída da turbina, o que amplia a queda de pressão e maximiza o trabalho mecânico extraído. Antes de ser reinjetada no gerador de vapor, a água condensada (água de alimentação) costuma ser pré-aquecida para diminuir os choques térmicos sobre a tubulação.
O vapor produzido também possui outras aplicações além da geração de eletricidade comercial. Em embarcações navais de propulsão nuclear, o vapor é direcionado a turbinas mecânicas conectadas a engrenagens redutoras que acionam os eixos das hélices de propulsão. O trabalho mecânico direto derivado da expansão do vapor também pode ser empregado para acionar catapultas em porta-aviões. Em diversos países, o vapor residual alimenta sistemas de aquecimento urbano e atende a demandas térmicas internas dos próprios complexos industriais.[carecede fontes]?
As duas características basilares que diferenciam o reator de água pressurizada de outros modelos são: a segregação física entre o circuito primário e o secundário de vapor, e o elevado nível de pressão mantido no circuito primário. Em um PWR, os dois circuitos operam de maneira estanque, ambos preenchidos com água desmineralizada e desionizada. Já o reator de água fervente (BWR) conta com um único circuito fechado no qual a água do próprio núcleo entra em ebulição e segue diretamente para a turbina, enquanto conceitos alternativos, como os reatores reprodutores, recorrem a substâncias distintas para refrigeração e moderação (por exemplo, sódio líquido como refrigerante e grafite como moderador). A pressão no circuito primário de um PWR gira em torno de 15–16 megapascals (150–160bar), patamar muito superior ao de outros reatores e quase o dobro do registrado em um BWR. Em consequência, a ebulição ocorre apenas de forma sub-resfriada ou altamente localizada, com o vapor recondensando-se imediatamente na massa de fluido circundante.
Reator
Vaso de pressão do reator de um PWR
Refrigerante
A água leve é utilizada como refrigerante primário no PWR. Ela ingressa pelo fundo do vaso do reator a cerca de 548K (275°C; 527°F) e aquece à medida que ascende através do núcleo ativo, alcançando temperaturas próximas de 588K (315°C; 599°F). A água permanece no estado líquido a despeito da alta temperatura em função da contrapressão mantida no circuito primário, tipicamente em 155 bar (15,5MPa, 153atm, 2.250psi). A água de um PWR não pode exceder a temperatura de 647K (374°C; 705°F) nem a pressão de 22,064MPa (3.200 psi ou 218 atm), que configuram o ponto crítico termodinâmico da água. Os reatores de água supercrítica constituem um conceito teórico avançado no qual o refrigerante opera permanentemente no estado de fluido supercrítico; contudo, por requererem pressões extremas que amplificam os desgastes por corrosão química e mecânica, nenhum reator dessa classe foi construído em escala comercial.
A pressão de trabalho no circuito primário é sustentada por um pressurizador: um vaso cilíndrico independente conectado a uma das tubulações do circuito e parcialmente ocupado por água mantida na temperatura de saturação (ponto de ebulição) correspondente à pressão almejada, por meio de resistores elétricos de aquecimento submersos. Para manter os 155 bars (15,5MPa), o pressurizador é aquecido a 345°C (653°F), o que assegura uma margem de sub-resfriamento de 30°C (54°F) em relação à temperatura máxima atingida no núcleo. Como 345°C corresponde ao ponto de ebulição da água a 155 bar, a interface líquida encontra-se no limiar de mudança de fase. Oscilações térmicas no circuito de refrigeração provocam fortes variações volumétricas na massa de vapor e líquido no pressurizador, cujo volume total é dimensionado para absorver esses transientes sem expor os aquecedores elétricos nem esgotar a fase líquida. Variações anormais de pressão no circuito primário manifestam-se como desvios térmicos no pressurizador e são compensadas pelo acionamento automático dos aquecedores (para elevar a pressão) ou pela aspersão de jatos de água sub-resfriada (para reduzi-la).
Bombas
O refrigerante é forçado através do circuito primário por potentes bombas centrífugas de refrigeração do reator. Essas bombas alcançam vazões da ordem de 100.000 galões de fluido por minuto. Após absorver a energia térmica liberada no núcleo, o refrigerante primário transfere calor no gerador de vapor para a água do circuito secundário de baixa pressão, transformando-a em vapor saturado — na maioria dos projetos operando a 6,2MPa (60atm, 900psia) e 275°C (530°F) — para movimentar a turbina. O refrigerante arrefecido retorna então ao vaso de pressão para reiniciar o ciclo.
Os reatores de água pressurizada, assim como todos os reatores térmicos, exigem que os nêutrons rápidos decorrentes da fissão tenham sua energia cinética reduzida (processo designado moderação ou termalização) para possibilitar a captura pelos núcleos de combustível e sustentar a reação em cadeia. No PWR, a própria água de refrigeração atua como moderador nuclear, desacelerando os nêutrons por meio de colisões elásticas sucessivas com os átomos de hidrogênio (prótons leves). A eficiência dessa moderação aumenta com a densidade do meio aquoso. O uso da água como moderador constitui uma salvaguarda intrínseca dos PWRs: qualquer aumento anormal de temperatura provoca a expansão volumétrica da água e reduz sua densidade molecular, diminuindo a probabilidade de termalização e freando a reatividade nuclear. Essa característica, denominada coeficiente de temperatura de reatividade negativo, confere aos reatores PWR autorregulação térmica inerente: quando o fluido primário sobreaquece, a potência nuclear gerada cai de imediato, e vice-versa, mantendo o sistema em equilíbrio térmico dinâmico em torno do patamar calibrado pelo posicionamento das barras de controle.
Em contrapartida, os reatores soviéticos de desenho RBMK (utilizados em Chernobil), que empregam blocos de grafite como moderador e água fervente apenas como fluido de arrefecimento, possuem coeficiente térmico de reatividade expressivamente positivo. Nesses sistemas, a elevação da temperatura do fluido intensifica a ebulição e a formação de bolhas de vapor (vazios). A água líquida atua simultaneamente como moderadora secundária e capturadora parasitária de nêutrons térmicos; quando surgem bolhas de vapor, a absorção parasitária despenca enquanto a moderação pelo grafite permanece estável, resultando em um forte aumento de reatividade. Essa característica é expressa pelo coeficiente de vazio positivo, o qual, somado ao projeto inadequado das pontas de grafite das barras de controle (efeito de inserção positiva no desligamento de emergência ou positive scram effect) e a graves falhas operacionais humanas, desencadeou a catástrofe do acidente nuclear de Chernobil.
O modelo canadense CANDU, do tipo reator de água pesada, apresenta um coeficiente de vazio ligeiramente positivo, mas compensa essa característica por meio de múltiplos sistemas redundantes de segurança passiva. Nenhuma criticalidade descontrolada pode ocorrer em um reator CANDU caso água leve comum seja injetada como refrigerante de emergência, uma vez que a água leve absorve muito mais nêutrons térmicos do que a água pesada original, embora a adição de venenos solúveis de nêutrons (como o ácido bórico) seja comum para mitigar riscos de acidentes de reatividade.
Os PWRs são calculados para operar em estado permanentemente submoderado. Isso significa que há margem física para que um eventual aumento da densidade da água eleve a moderação; se o reator operasse próximo à saturação de moderação, a perda de densidade reduziria a absorção de nêutrons sem comprometer a termalização, o que tornaria o coeficiente de vazio positivo. Ademais, a água leve comum é um moderador intrinsecamente mais compacto que a água pesada, permitindo núcleos com dimensões menores. Projetos como o reator de água supercrítica preveem espectros ainda menos moderados; todavia, espectros neutrônicos mais duros reduzem a razão entre fissão e captura radiativa no urânio-235 e no plutônio-239, ampliando o acúmulo de actinídeos transurânicos pesados de meia-vida longa.
Feixe de combustível de PWR: elemento proveniente do reator de água pressurizada do navio mercante nuclear NS Savannah, projetado pela Babcock & Wilcox
Após o processo de enriquecimento isotópico, o pó de dióxido de urânio (UO2) é prensado e calcinado em fornos de alta temperatura (sinterização), formando pastilhas cerâmicas rígidas. Essas pastilhas cilíndricas são empilhadas no interior de tubos herméticos confeccionados em ligas metálicas de zircônio resistentes à corrosão (Zircaloy), preenchidos com gás hélio pressurizado para melhorar a condutividade térmica radial e viabilizar a detecção precoce de microfissuras. As ligas de zircônio são escolhidas por aliarem resistência mecânica a uma seção de choque extremamente baixa para a absorção de nêutrons térmicos. As varetas de combustível são agrupadas mecanicamente em conjuntos estruturais designados feixes ou elementos combustíveis. Um PWR típico contém elementos formados por matrizes que variam de 14×14 a 17×17 varetas, reunindo entre 200 e 300 hastes por conjunto; um núcleo de grande porte abriga de 150 a 250 elementos desse tipo, totalizando entre 80 e 100 toneladas de urânio metálico equivalente. Cada feixe tem comprimento aproximado de 4 metros e gera potências elétricas entre 900 e 1.600 MWe.
As recargas de combustível na maioria dos PWRs comerciais ocorrem em ciclos operacionais de 18 a 24 meses. Em cada intervenção, substitui-se de um quarto a um terço do núcleo total por elementos combustíveis novos, sendo os elementos remanescentes reorganizados espacialmente para otimizar o fluxo de nêutrons e o aproveitamento térmico.
Controle
A potência de um reator PWR acompanha naturalmente a demanda mecânica da turbina devido à resposta intrínseca de temperatura do coeficiente térmico negativo. Caso a carga demandada pela rede diminua, o fechamento parcial das válvulas de admissão da turbina reduz o consumo de vapor nos geradores de vapor, elevando a temperatura de retorno do refrigerante ao núcleo; a água mais quente e menos densa modera menos nêutrons, reduzindo as fissões e rebaixando automaticamente a potência nuclear de saída até um novo equilíbrio de regime permanente.
O ajuste fino e contínuo da reatividade a longo prazo (para compensar o esgotamento paulatino do combustível fissionável e o acúmulo de produtos de fissão) é obtido variando a dosagem de ácido bórico dissolvido no refrigerante primário (controle químico ou chemical shim). Como o boro é um ávido absorvedor de nêutrons térmicos, o controle da sua concentração regula a taxa de reações sem demandar distorções no perfil de fluxo de nêutrons do núcleo. Esse processo é realizado por um circuito auxiliar de alta pressão encarregado da purificação, controle volumétrico e ajuste químico da água (sistema de carga e alívio).
Por sua vez, as barras de controle mecânicas — compostas por materiais como ligas de prata-índio-cádmio ou boro — penetram verticalmente no interior dos feixes através de guias na tampa do cabeçote do reator. Elas são acionadas principalmente para dar início à operação, proceder a paradas programadas, realizar manobras rápidas de variação de carga e efetuar o desligamento rápido de emergência (scram). Em contrapartida, os reatores BWR dispensam boro solúvel no refrigerante e modulam a reatividade alterando a velocidade das bombas de recirculação do núcleo.
Vantagens
Estabilidade operacional superior: a resposta intrínseca do coeficiente de temperatura negativo estabiliza o reator diante de variações de carga e bloqueia divergências descontroladas de potência.
Circuito de potência isolado: a separação física entre o circuito primário e o secundário garante que a água em ebulição que aciona a turbina e os condensadores não contenha produtos de ativação radioativos, o que simplifica a manutenção externa e mitiga contaminações.
Desligamento passivo por gravidade: as barras de controle são suspensas no topo do cabeçote por eletroímãs mantidos sob tensão; na perda de alimentação elétrica externa, as travas desarmam e as barras caem por ação direta da gravidade no interior do núcleo, cessando a reação nuclear de imediato.
Compactação volumétrica: a elevada densidade de potência do núcleo de água leve viabiliza instalações compactas, tornando os PWRs a opção quase universal em projetos de propulsão naval (submarinos e porta-aviões).
Maturidade tecnológica e cadeia de suprimentos: constituem o conceito mais disseminado e testado no mundo, assegurando múltiplas fontes concorrenciais para peças, componentes pesados e serviços de engenharia.
Flexibilidade de combustível: operam tanto com pastilhas convencionais de óxido de urânio (UOx) quanto com misturas de óxidos de urânio e plutônio (combustível MOX) ou combustíveis reaproveitados (como o REMIX russo), possibilitando o fechamento parcial do ciclo do combustível nuclear.
Fluido acessível e inerte: a água leve atua como refrigerante não tóxico, transparente e quimicamente muito mais estável e econômico do que metais líquidos (sódio ou liga sódio-potássio), sais fundidos ou água pesada.
Alta taxa de queima (burnup): atingem taxas elevadas de queima em comparação com reatores a urânio natural, gerando menor volume final de combustível irradiado para destinação geológica permanente.
Desvantagens
Requisitos mecânicos para alta pressão: a exigência de operar a pressões próximas a 155 bar requer paredes de aço forjado maciço no vaso de pressão e tubulações de grande espessura, o que encarece a obra civil e agrava os riscos em cenários de acidente por perda de refrigerante (LOCA).
Fragilização por nêutrons: o bombardeamento contínuo de nêutrons rápidos induz perda progressiva de ductilidade nas ligas metálicas do vaso de pressão ao longo das décadas, estabelecendo limites técnicos intransponíveis para a extensão da vida útil operacional da usina.
Complexidade de sistemas auxiliares: a presença de geradores de vapor volumosos, pressurizadores ativos e bombas de circulação de alta potência encarece substancialmente os custos de capital e manutenção.
Corrosão química associada ao boro: o uso continuado de ácido bórico diluído ataca o aço-carbono não revestido, demandando caros processos de revestimento interno com aço inoxidável e filtros purificadores. Falhas nesse isolamento já causaram corrosões severas nas penetrações do cabeçote do reator, como no incidente da Usina Nuclear de Davis-Besse.
Geração de trítio: a captura de nêutrons rápidos pelo boro-10 gera trítio radioativo em concentrações mais de 25 vezes superiores às registradas em reatores BWR equivalentes, exigindo protocolos estritos para efluentes líquidos tratados.
Necessidade de enriquecimento isotópico: operam exclusivamente com urânio enriquecido (entre 3% e 5% de U-235), demandando plantas industriais complexas de enriquecimento e elevando o custo inicial do combustível em relação a projetos que empregam urânio natural.
Impossibilidade de operação como reator rápido: a ação moderadora da água impede a operação no espectro de nêutrons rápidos, inviabilizando a transmutação avançada de actinídeos ou altas taxas de regeneração.
Rendimento térmico restrito: a eficiência termodinâmica de conversão gira em torno de 33%, patamar inferior ao de conceitos refrigerados a gás de alta temperatura ou metal líquido, gerando vapor saturado com temperatura insuficiente para atender a grande parte dos processos industriais pesados (que exigem temperaturas acima de 400°C).
Risco de geração de hidrogênio em acidentes: em situações severas de perda total de arrefecimento com exposição do núcleo, a oxidação a alta temperatura do revestimento de Zircaloy pelo vapor d'água gera volumes perigosos de hidrogênio gasoso, gerando risco de explosões que podem danificar o edifício de contenção.
↑Forty, C. B. A.; Karditsas, P. J. «Uses of Zirconium Alloys in Fusion Applications»(PDF). EURATOM/UKAEA Fusion Association, Culham Science Center. Consultado em 21 de maio de 2008. Arquivado do original(PDF) em 25 de fevereiro de 2009
