miniatura|direita|200px|Esquema simplificado de um reator de água leve sem bombas de circulação forçada O reator de água leve (frequentemente abreviado como LWR, do inglês light-water reactor) é um tipo de reator de nêutrons térmicos que utiliza água comum (em contraste com a água pesada) tanto como fluido de arrefecimento quanto como moderador de nêutrons; ademais, emprega compostos sólidos de elementos físseis como combustível. Os reatores de nêutrons térmicos são a classe mais comum de reator nuclear, e os reatores de água leve constituem o tipo mais amplamente difundido dessa categoria.
Existem três variantes principais de reatores de água leve: o reator de água pressurizada (PWR), o reator de água fervente (BWR) e a maioria dos projetos de reator de água supercrítica (SCWR).
História
Conceitos iniciais e experimentos Após a descoberta da fissão nuclear, da moderação neutrônica e da possibilidade teórica de uma reação em cadeia, os primeiros experimentos revelaram rapidamente que o urânio natural só conseguia sustentar uma reação em cadeia estável com o uso de grafite ou de água pesada como moderadores. Enquanto os primeiros reatores do mundo (CP-1, X-10, entre outros) alcançavam a criticalidade, o enriquecimento de urânio transitou do conceito teórico para a aplicação industrial a fim de suprir as metas do Projeto Manhattan no desenvolvimento de armas nucleares.
Em maio de 1944, as primeiras gramas de urânio enriquecido produzidas atingiram a criticalidade no reator de baixa potência LOPO (low power) no Laboratório Nacional de Los Alamos, utilizado para estimar a massa crítica de U-235 necessária para a fabricação da bomba atômica. O LOPO não pode ser considerado rigorosamente o primeiro reator de água leve porque seu combustível não consistia em um composto sólido de urânio encapsulado em revestimento resistente à corrosão, mas sim em sal de sulfato de uranila dissolvido diretamente em água.Ressalte-se também que, como o LOPO foi concebido para operar em potência zero, dispensava sistemas ativos de refrigeração, de modo que a água comum servia exclusivamente como moderador. Não obstante, foi o primeiro reator homogêneo aquoso e o primeiro reator da história a empregar urânio enriquecido como combustível e água comum como moderador.
Ao final da Segunda Guerra Mundial, seguindo uma proposta do físico Alvin M. Weinberg, elementos combustíveis de urânio natural foram dispostos em rede geométrica imersos em água comum no topo do reator X-10 para mensurar o fator de multiplicação de nêutrons. O propósito do ensaio consistia em verificar a viabilidade de um reator nuclear refrigerado e moderado por água leve, utilizando urânio sólido revestido. Os dados confirmaram que, com urânio levemente enriquecido, a criticalidade era perfeitamente alcançável. Essa experiência representou o primeiro passo prático em direção ao reator de água leve.
Com a disponibilidade de urânio enriquecido no pós-guerra, novos conceitos tornaram-se viáveis. Em 1946, Eugene Wigner e Alvin Weinberg formalizaram o projeto de um reator moderado e refrigerado por água leve utilizando urânio enriquecido como combustível. A proposta visava criar uma unidade de testes para analisar o comportamento de materiais estruturais sob intenso fluxo de nêutrons. Esse reator, o Reator de Teste de Materiais (MTR, na sigla em inglês), foi erguido em Idaho no INL e atingiu a criticalidade em 31 de março de 1952. Para balizar o projeto, uma maquete em escala real do MTR foi previamente montada no ORNL a fim de avaliar a hidráulica do circuito primário e validar os parâmetros neutrônicos. Essa maquete, rebatizada como Reator de Teste de Baixa Intensidade (LITR), tornou-se crítica em 4 de fevereiro de 1950, consagrando-se como o primeiro reator de água leve do mundo.
Reatores de água pressurizada Logo após o término da Segunda Guerra Mundial, a Marinha dos Estados Unidos iniciou um programa sob liderança do capitão (posteriormente almirante) Hyman Rickover, voltado para o desenvolvimento de propulsão nuclear naval para navios e submarinos. O programa concebeu os primeiros reatores de água pressurizada no início dos anos 1950, culminando no comissionamento do primeiro submarino nuclear do mundo, o .
A União Soviética desenvolveu de forma independente sua própria linhagem de PWRs no final da década de 1950, designada VVER. Embora conceitualmente e funcionalmente similar às unidades ocidentais, a família VVER incorporou características distintivas de engenharia, tais como geradores de vapor horizontais e combustível em feixes hexagonais.
Reatores de água fervente O pesquisador Samuel Untermyer II liderou os esforços de engenharia para criar o reator de água fervente (BWR) na Estação Nacional de Testes de Reatores dos EUA (atual Laboratório Nacional de Idaho), por meio de uma série pioneira de avaliações práticas conhecidas como os experimentos BORAX.
Reator PIUS O conceito PIUS (sigla para Process Inherent Ultimate Safety) foi concebido na Suécia pela empresa ASEA-ATOM como uma proposta de reator de água leve dotado de segurança intrínseca e passiva.National Research Council (U.S.). Committee on Future Nuclear Power, Nuclear power: technical and institutional options for the future National Academies Press, 1992, ISBN 0-309-04395-6, página 122. Juntamente com o projeto SECURE, ele previa medidas totalmente passivas de segurança sem necessidade de intervenção de operadores ou de fornecimento de energia externa para estancar acidentes graves. Nenhuma unidade comercial baseada no projeto PIUS chegou a ser construída.
OPEN100 Em 2020, o Energy Impact Center divulgou o projeto de engenharia de código aberto denominado OPEN100, que disponibilizou plantas padronizadas para a construção de um reator de água pressurizada compacto capaz de produzir 300 MW térmicos e 100 MW elétricos.
Visão geral miniatura|300px|A Central Nuclear de Koeberg, na África do Sul, composta por dois reatores de água pressurizada abastecidos com urânio A família dos reatores de água leve (LWR), moderados e refrigerados por água comum, apresenta construção relativamente mais simples e econômica em relação a outros conceitos de reatores nucleares; por essas razões, constitui a vasta maioria das centrais nucleares civis e dos reatores de propulsão naval em operação global. Os LWRs subdividem-se em três variantes: reatores de água pressurizada (PWR), reatores de água fervente (BWR) e reatores de água supercrítica (SCWR). O conceito SCWR permanece em grande parte teórico; trata-se de um projeto de Geração IV que, embora utilize água leve, opera com moderação parcial e manifesta traços típicos de um reator de nêutrons rápidos.
Os países líderes em experiência e oferta de reatores PWR para exportação incluem os Estados Unidos (que oferecem o modelo passivo AP1000 da Westinghouse, além de projetos de pequenos reatores modulares como o B&W mPower e o NuScale), a Federação Russa (com os modelos de exportação VVER-1000 e VVER-1200), a França (com o EPR da Framatome/EDF) e o Japão (com o APWR da Mitsubishi). Adicionalmente, tanto a China quanto a Coreia do Sul ascenderam com rapidez à vanguarda dos fornecedores de PWR: os chineses mantêm um expressivo programa de expansão interna e exportação (Hualong One), enquanto os sul-coreanos projetam e constroem unidades de alta capacidade como o APR-1400. No segmento dos reatores BWR, os principais desenvolvedores são os Estados Unidos e o Japão, destacando-se a aliança entre a General Electric e a Hitachi (com os modelos ABWR e ESBWR) e a Toshiba (com variantes do ABWR). A Alemanha Ocidental também atuou historicamente como importante fabricante de reatores BWR.
Entre os demais tipos de reatores nucleares comerciais em operação contam-se os reatores moderados por água pesada, construídos pelo Canadá (CANDU) e pela Índia (AHWR); os reatores avançados refrigerados a gás (AGR), operados pelo Reino Unido; os reatores refrigerados por metal líquido (LMFBR), operados principalmente pela Rússia; e os reatores refrigerados a água e moderados por grafite (RBMK), operados exclusivamente na Rússia e em Estados sucessores da União Soviética.
A despeito de os índices de rendimento elétrico serem comparáveis entre essas diferentes tecnologias, a comprovada experiência operacional acumulada com o LWR faz com que ele seja o conceito amplamente preferido na construção de novas usinas. Além disso, os reatores de água leve constituem a quase totalidade dos reatores navais do mundo. Quatro das cinco grandes marinhas nucleares operam reatores de água leve de forma exclusiva: a Marinha Real Britânica, a Marinha Chinesa, a Marinha Nacional Francesa e a Marinha dos Estados Unidos. Apenas a Marinha da Rússia empregou operacionalmente uma quantidade limitada de reatores refrigerados a metal líquido (especificamente nos submarinos de ataque da classe Alfa, que utilizavam eutético chumbo-bismuto), embora a esmagadora maioria de seus submarinos e navios de superfície funcione com reatores de água leve. A preferência naval pelo LWR deve-se ao seu grau intrínseco de segurança: como a água atua cumulativamente como refrigerante e como moderador, qualquer avaria de combate grave que rompa a contenção do núcleo e provoque a perda do fluido causará o colapso imediato da moderação neutrônica, interrompendo a reação em cadeia por efeito do coeficiente de vazio negativo.
Principais modelos contemporâneos de LWR ABWR AP1000 APR-1400 CPR-1000 EPR VVER
Estatísticas de operação Em 2022, 379 dos 441 reatores de potência em operação comercial no mundo eram reatores de água leve, e 45 das 51 unidades então em construção pertenciam a essa família. Do total em atividade, 306 eram reatores refrigerados e moderados por água leve pressurizada (PWR), 61 eram reatores de água fervente (BWR) e 12 eram unidades refrigeradas por água leve e moderadas por grafite (RBMK). A capacidade elétrica líquida instalada combinada desses reatores atingia 361.888 MW.
Projeto do reator O reator de água leve produz energia térmica a partir de fissões nucleares controladas. O núcleo do reator constitui a seção na qual ocorrem as reações neutrônicas, sendo composto fundamentalmente por combustível nuclear e elementos de controle. As varetas de combustível, finas e alongadas (com cerca de 3,7 metros de comprimento), são agrupadas em feixes estruturais denominados elementos combustíveis. No interior de cada vareta, pastilhas cilíndricas de dióxido de urânio sinterizado são alinhadas de ponta a ponta. Os elementos de controle (barras de controle) contêm pastilhas de materiais com alta capacidade de absorção de nêutrons térmicos, como háfnio ou cádmio. Quando inseridas no núcleo, as barras de controle capturam nêutrons, impedindo-os de induzir novas fissões; quando extraídas, o fluxo de nêutrons atinge com mais intensidade os núcleos físseis de urânio-235 ou plutônio-239 nas varetas vizinhas, elevando a potência da reação em cadeia. Toda essa montagem opera submersa em água no interior de um vaso de pressão de aço forjado.
No reator de água fervente (BWR), o calor gerado pela fissão faz com que a água entre em ebulição diretamente no núcleo, gerando vapor que aciona de forma direta a turbina geradora. No reator de água pressurizada (PWR), a contrapressão impede a ebulição e o calor é transferido em geradores de vapor para um circuito secundário independente, no qual o vapor é produzido para movimentar as turbinas. Em ambos os sistemas, o vapor descarregado na saída da turbina é liquefeito em condensadores para reiniciar o ciclo térmico.
A água necessária para o resfriamento dos condensadores é captada de fontes hídricas próximas (rios, lagos ou mar) e devolvida ligeiramente aquecida, ou o excesso de calor residual é dissipado diretamente na atmosfera por meio de torres de resfriamento.
Controle
miniatura|250px|Cabeçote do vaso de pressão de um reator PWR, exibindo os mecanismos de acionamento das barras de controle no topo