Nos reatores BWR a água aquecida pela fissão de átomos de urânio é transformada em vapor que ativa a turbina do gerador para produzir eletricidade. O BWR, portanto, assemelha-se a uma chaleira nuclear, cuja fonte de calor é um combustível constituído de óxido de urânio enriquecido, em liga de zircônio.
Há vantagens evidentes em permitir que ocorra ebulição no núcleo de um reator refrigerado e moderado a água, particularmente se o vapor assim produzido for separado da água saturada e em seguida canalizado diretamente para as turbinas, configurando um ciclo direto. Este sistema elimina a necessidade da existência de trocadores de calor, que são parte integrante do projeto de reatores PWR e acarretam tanto perdas termodinâmicas quanto aumento de custos. Uma vez que não há necessidade de impedir a ocorrência de ebulição no núcleo, a pressão no reator pode ser muito mais baixa que a verificada em um PWR no qual vapor de água é produzido nas mesmas condições, o que constitui mais um aspecto favorável.
As dúvidas existentes inicialmente em relação aos reatores refrigerados a água fervente (BWR) eram referentes ao efeito que a ocorrência de ebulição no núcleo teria sobre a segurança e a estabilidade do reator. Temia-se também o risco de contaminação radioativa quando o vapor de água gerado no núcleo circulasse através das turbinas. Diversos testes e experimentos mostraram que estas preocupações na verdade não representam problemas sérios. A ocorrência de ebulição no núcleo do reator se mostrou segura e vapor de água com frações de secura de até 15% chegou a ser obtido na saída do núcleo. O problema de contaminação radioativa pode ser amplamente superado garantindo-se que a água do sistema apresente um grau de pureza bastante alto.
Em muitos aspectos, um reator BWR é semelhante a um reator PWR. A diferença principal é a ausência de um trocador de calor entre o reator nuclear e o ciclo de potência, conforme demonstrado na figura abaixo:
O combustível nuclear é constituído por pastilhas de UO2 com 10,6 mm de diâmetro e 12mm de comprimento. Estas pastilhas são acondicionadas em tubos de revestimento feitos de Zircaloy-2, formando assim as varetas combustíveis. Por sua vez, estas varetas combustíveis são posicionadas segundo arranjos quadrados de 7x7 ou 8x8 no interior de caixas com 14cm de lado. Estas caixas constituem os elementos combustíveis, que em conjunto formam o núcleo. Há aproximadamente 580 elementos combustíveis deste tipo em um núcleo com 4,7m de diâmetro e 3,75m de altura, totalizando uma carga de combustível igual a 140 toneladas. O espaçamento existente entre as varetas combustíveis é um pouco maior que em um reator PWR, fato que torna o diâmetro do núcleo um pouco maior. O urânio contido no combustível é enriquecido entre 1,7% e 2,5% em 235U, enquanto o combustível de troca contém entre 2,5% e 3,1% de 235U. O vaso de pressão tem 21,6 m de altura e 6,05 m de diâmetro interno, apresentando uma parede com espessura igual a 152 mm.
A água fervente, que funciona como refrigerante e moderador no vaso de pressão, encontra-se a uma pressão de 72,5 atm. O vapor de água saturado é fornecido às turbinas com temperatura de 281 °C e pressão de 65 atm. Nota-se que as condições do vapor de água fornecido às turbinas é semelhante às obtidas com um reator PWR, porém tanto a pressão da água no interior do vaso de pressão quanto a espessura da parede do mesmo são bem menores. A potência térmica fornecida por um reator BWR típico é 3580 MW, a partir da qual são gerados entre 1200 MW e 1260 MW elétricos.
A mistura água-vapor sai do núcleo pela parte superior, passando por separadores de vapor e secadores de vapor. Os separadores de vapor são constituídos por uma série de tubos verticais fixados por soldagem a uma base comum, cada um contendo internamente diversas pás que obrigam a mistura águavapor a efetuar um movimento helicoidal. Este movimento tem como finalidade separar a água do vapor. A água separada é recirculada e a umidade remanescente no vapor é retirada nos secadores.
Devido ao fato do espaço acima do núcleo estar ocupado por separadores e secadores de vapor, as barras de controle do reator são instaladas embaixo do núcleo. Cada barra de controle possui seu próprio mecanismo de movimentação, que é operado hidraulicamente. As barras de controle são cruciformes e a inserção das mesmas no núcleo se faz de baixo para cima, em meio aos espaços existentes entre os elementos combustíveis. O material utilizado nas barras de controle é carbeto de boro (B4C).
Os reatores BWR são projetados de maneira que os maiores fluxos de calor obtidos em condições operacionais normais atinjam cerca de 50% dos valores previstos para o fluxo de calor crítico. Este tipo de reator nuclear possui também coeficientes de reatividade negativos, de maneira que se a potência térmica do reator aumenta e mais ebulição ocorre produzindo, portanto maior quantidade de vapor de água, a reatividade do reator diminui e a potência do mesmo tende a diminuir. Este é um efeito seguro e auto-estabilizante, tornando possível controlar o reator também por meio da variação da taxa de escoamento do refrigerante pelo núcleo.
Mais recentemente, aperfeiçoamentos foram introduzidos no projeto de reatores BWR com a finalidade principal de proporcionar melhorias nos aspectos operacionais e de segurança, dando origem ao chamado reator avançado refrigerado a água fervente (ABWR), desenvolvido pela General Electric Company junto com fabricantes de BWR de outros países. Estas melhorias incluem aumento da potência térmica fornecida, introdução de bombas de refrigeração internas, reforço da blindagem de concreto e instalação de sistemas de segurança adicionais. Como resultado destas alterações, o vaso de pressão passou a ter 7,1 m de diâmetro interno e 174 mm de espessura de parede, o número total de elementos combustíveis no núcleo foi aumentado para 872 e o tamanho do núcleo do reator foi aumentado para 5,16 m de diâmetro. A potência térmica fornecida pelo reator aumentou para 3926 MW, a partir da qual são gerados 1356 MW elétricos. O ABWR foi certificado em 1997 e já equipa duas usinas nucleoelétricas em operação no Japão.
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Terremoto, Luís Antônio Albiac. Fundamentos de Tecnologia Nuclear: Reatores. São Paulo: IPEN/CNEN, 2004. p.112-114.
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