Maqueta de una central nuclear tipo PWR.
Un reactor de agua a presión (PWR), es un tipo de reactor nuclear que usa agua como refrigerante y moderador de neutrones.
En un PWR, el circuito primario de refrigeración está presurizado con el fin de evitar que el agua alcance su punto de ebullición, de aquí el nombre de este tipo de reactores. El PWR es uno de los tipos de reactores más utilizados a nivel mundial. Hay más de 230 reactores tipo PWR en uso para la generación de energía eléctrica (los PWR producen típicamente entre 900 y 1500 MWe), y varios cientos más que se usan para propulsión naval. El PWR fue diseñado originalmente por el Bettis Atomic Power Laboratory para ser utilizado como planta de energía en un submarino nuclear. También, algunos PWR pequeños han sido utilizados para calefacción en regiones polares (ver Army Nuclear Power Program).
La figura a la derecha muestra un esquema de un reactor tipo PWR. En un PWR (y en la mayoría de los reactores nucleares de potencia), el combustible nuclear (C) calienta el agua del circuito primario entregando calor por conducción térmica a través de la vaina que contiene al combustible. El agua calentada por el combustible nuclear, se bombea (P1) hacia un tipo de intercambiador de calor llamado generador de vapor (B), en donde el calor del agua del circuito primario se transfiere hacia el agua del circuito secundario para convertirla en vapor. La transferencia de calor se lleva a cabo sin que el agua de los circuitos primario y el secundario se mezclen ya que el agua del circuito primario es radioactiva, mientras que es necesario que el agua del secundario no lo sea. El vapor que sale del generador de vapor se utiliza para mover una turbina (T) que a su vez mueve un generador eléctrico (G). En submarinos nucleares la electricidad se utiliza para alimentar una máquina eléctrica que se utiliza para la propulsión del submarino, mientras que en una planta de potencia el generador eléctrico está conectado a la red de distribución eléctrica. Tras pasar por la turbina, el vapor se enfría en un condensador (K) donde se tiene nuevamente agua líquida que es bombeada (P2) nuevamente hacia el generador de vapor. El condensador es enfriado por un tercer circuito de agua llamado circuito terciario.
Se tienen dos características distintivas de los reactores de agua presurizada (PWR):
En un PWR, hay tres circuitos de refrigeración (primario, secundario y terciario), que utilizan agua ordinaria (también llamada agua ligera, en el ámbito de la ingeniería nuclear). En cambio, en un reactor de agua en ebullición (BWR) hay dos circuitos. También hay otros tipos de reactores, tales como los reactores rápidos que utilizan otras sustancias en lugar de agua en sus circuitos de refrigeración.
La presión en el circuito primario es típicamente de 16 MPa, que es una presión notablemente más alta que en otros reactores nucleares. Como consecuencia de esto, la temperatura de ebullición del agua se aumenta a un valor tal que se garantiza que el agua del circuito primario no se evapore durante la operación normal del reactor. En cambio, en un BWR el agua del primario no está tan presurizada y una fracción en torno al 15% se convierte en vapor en el núcleo del reactor. En algunos diseños este vapor es el que se utiliza directamente para mover la turbina, eliminando la necesidad de utilizar un generador de vapor.
Ventajas
Los reactores tipo PWR son muy estables debido a su tendencia a reducir su potencia ante incrementos de temperatura, esto ayuda a reducir la posibilidad de perder el control de la reacción en cadena.
Los PWR pueden ser operados con un núcleo que contiene menos material fisible que el necesario para alcanzar la condición de criticidad con neutrones instantáneos (en inglés, prompt critical). Esto reduce la posibilidad de que el reactor tenga una subida incontrolada de la potencia y es una de las características de seguridad de los PWR.
Puede verse también como ventaja el hecho de que al utilizar uranio enriquecido como combustible, los PWR pueden utilizar agua ordinaria como moderador en lugar de necesitar agua pesada cuya producción es costosa. Nota: esta ventaja es relativa, ya que el proceso de enriquecimiento de uranio también es un proceso costoso (ver también desventajas).
Combustible:
El combustible que se utiliza en reactores PWR es un óxido de uranio, donde el uranio se encuentra enriquecido en 235U en valores que van de 2 a 4%. Tras su enriquecimiento, el dióxido de uranio (UO2) en polvo se cuece a alta temperatura en un horno de sinterizado para poder endurecer el material y permitir la fabricación de pastillas (en inglés, pellets) de dióxido de uranio enriquecido. Estos pellets se ponen en vainas fabricadas con una aleación metálica de zirconio resistente a la corrosión. Estas vainas se llenan además con helio a fin de mejorar la conducción térmica (entre el pellet y la vaina). Estas vainas de combustible así terminadas se agrupan en elementos combustibles que son utilizados para formar el núcleo del reactor. Un elemento combustible típico de un PWR tiene entre 200 y 300 vainas cada uno y el núcleo de un reactor PWR tiene entre 150 y 250 elementos combustibles que, en total, contienen entre 80 y 100 toneladas de uranio. Generalmente, los elementos combustibles son bloques de 14 x 14 a 17 x 17 vainas. El elemento combustible tiene alrededor de 4 m de longitud.