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 miniatura|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 miniatura|upright=1.6|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. miniatura|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.
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.
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 , 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 miniatura|upright=1.6|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 e aquece à medida que ascende através do núcleo ativo, alcançando temperaturas próximas de . A água permanece no estado líquido a despeito da alta temperatura em função da contrapressão mantida no circuito primário, tipicamente em 155 bar (15,5 MPa, 153 atm, 2.250 psi). A água de um PWR não pode exceder a temperatura de nem a pressão de 22,064 MPa (3.200 psi ou 218 atm), que configuram o ponto crítico termodinâmico da água.International Association for the Properties of Water and Steam, 2007. 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.
Pressurizador
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 , 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 6,2 MPa (60 atm, 900 psia) e 275 °C (530 °F) — para movimentar a turbina. O refrigerante arrefecido retorna então ao vaso de pressão para reiniciar o ciclo.
Moderador
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.