Reactor de agua a presión

Un reactor de agua a presión ( PWR ) es un tipo de reactor nuclear de agua ligera . Los PWR constituyen la gran mayoría de las plantas de energía nuclear del mundo (con notables excepciones en el Reino Unido, Japón y Canadá). En un PWR, el refrigerante primario ( agua ) se bombea a alta presión al núcleo del reactor, donde se calienta con la energía liberada por la fisión de los átomos. El agua calentada a alta presión fluye luego a un generador de vapor , donde transfiere su energía térmica al agua a menor presión de un sistema secundario donde se genera vapor. Luego, el vapor impulsa turbinas, que hacen girar un generador eléctrico. A diferencia de un reactor de agua en ebullición (BWR), la presión en el circuito de refrigerante primario evita que el agua hierva dentro del reactor. Todos los reactores de agua ligera utilizan agua ordinaria como refrigerante y moderador de neutrones . La mayoría utiliza entre dos y cuatro generadores de vapor montados verticalmente; los reactores VVER utilizan generadores de vapor horizontales.

Los reactores PWR fueron diseñados originalmente para servir como propulsión marina nuclear para submarinos nucleares y se utilizaron en el diseño original de la segunda planta de energía comercial en la central atómica de Shippingport .

Los reactores de agua a presión que funcionan actualmente en Estados Unidos se consideran reactores de Generación II . Los reactores VVER de Rusia son similares a los reactores de agua a presión estadounidenses, pero el VVER-1200 no se considera de Generación II (véase más adelante). Francia utiliza muchos reactores de agua a presión para generar la mayor parte de su electricidad.

Varios cientos de reactores PWR se utilizan para la propulsión marina en portaaviones , submarinos nucleares y rompehielos . En los EE. UU., se diseñaron originalmente en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge para su uso como planta de energía nuclear submarina con una planta de energía submarina completamente operativa ubicada en el Laboratorio Nacional de Idaho . El trabajo de seguimiento fue realizado por el Laboratorio de Energía Atómica Westinghouse Bettis . ^[1] La primera planta de energía nuclear puramente comercial en la Central Atómica de Shippingport fue diseñada originalmente como un reactor de agua presurizada (aunque la primera planta de energía conectada a la red estaba en Obninsk , URSS), ^[2] por insistencia del almirante Hyman G. Rickover de que una planta comercial viable no incluiría ninguno de los "ciclos termodinámicos locos que todos los demás quieren construir". ^[3]

El Programa de Energía Nuclear del Ejército de los Estados Unidos operó reactores de agua a presión desde 1954 hasta 1974. La central nuclear de Three Mile Island operó inicialmente dos plantas de reactores de agua a presión, TMI-1 y TMI-2. ^[4] La fusión parcial de TMI-2 en 1979 esencialmente puso fin al crecimiento de la construcción de nuevas plantas de energía nuclear en los Estados Unidos durante dos décadas. ^{[5] La unidad 2} de Watts Bar (un reactor de agua a presión de cuatro bucles de Westinghouse) entró en funcionamiento en 2016, convirtiéndose en el primer reactor nuclear nuevo en los Estados Unidos desde 1996. ^[6]

El reactor de agua presurizada tiene varios nuevos diseños evolutivos de reactores de Generación III : AP1000 , VVER-1200, ACPR1000+, APR1400, Hualong One , IPWR-900 y EPR . Los primeros reactores AP1000 y EPR se conectaron a la red eléctrica en China en 2018. ^[7] En 2020, NuScale Power se convirtió en la primera empresa estadounidense en recibir la aprobación regulatoria de la Comisión Reguladora Nuclear para un pequeño reactor modular ^[8] con un diseño PWR modificado. ^[9] También en 2020, el Energy Impact Center presentó el proyecto OPEN100 , que publicó planos de código abierto para la construcción de una planta de energía nuclear _{eléctrica de 100} MW con un diseño PWR. ^[10]

El combustible nuclear en el recipiente de presión del reactor participa en una reacción en cadena de fisión controlada , que produce calor, calentando el agua en el circuito de refrigerante primario por conducción térmica a través del revestimiento de combustible. ^{[11] [12]} El refrigerante primario caliente se bombea a un intercambiador de calor llamado generador de vapor , donde fluye a través de varios miles de tubos pequeños. ^[13] El calor se transfiere a través de las paredes de estos tubos al refrigerante secundario de menor presión ubicado en el lado de la carcasa del intercambiador, donde el refrigerante secundario se evapora a vapor presurizado. Esta transferencia de calor se logra sin mezclar los dos fluidos para evitar que el refrigerante secundario se vuelva radiactivo. ^{[11] [ verificación fallida ]} Algunas disposiciones comunes de generadores de vapor son tubos en U o intercambiadores de calor de un solo paso. ^{[ cita requerida ]}

En una central nuclear, el vapor presurizado se alimenta a través de una turbina de vapor que acciona un generador eléctrico conectado a la red eléctrica para su transmisión. Después de pasar por la turbina, el refrigerante secundario (mezcla de agua y vapor) se enfría y se condensa en un condensador . El condensador convierte el vapor en líquido para que pueda bombearse de nuevo al generador de vapor y mantiene un vacío en la salida de la turbina para maximizar la caída de presión a través de la turbina y, por lo tanto, la energía extraída del vapor. Antes de ser alimentado al generador de vapor, el vapor condensado (denominado agua de alimentación) a veces se precalienta para minimizar el choque térmico. ^[14]

El vapor generado tiene otros usos además de la generación de energía. En los barcos y submarinos nucleares, el vapor se alimenta a través de una turbina de vapor conectada a un conjunto de engranajes reductores de velocidad a un eje utilizado para la propulsión . La acción mecánica directa por expansión del vapor se puede utilizar para una catapulta de avión impulsada por vapor o aplicaciones similares. La calefacción urbana por vapor se utiliza en algunos países y la calefacción directa se aplica a aplicaciones internas de la planta. ^{[ cita requerida ]}

Dos cosas son características del reactor de agua presurizada (PWR) en comparación con otros tipos de reactores: la separación del circuito de refrigerante del sistema de vapor y la presión dentro del circuito de refrigerante primario. En un PWR, hay dos circuitos de refrigerante separados (primario y secundario), que están llenos de agua desmineralizada/desionizada. Un reactor de agua en ebullición, por el contrario, tiene solo un circuito de refrigerante, mientras que los diseños más exóticos, como los reactores reproductores, utilizan sustancias distintas del agua como refrigerante y moderador (por ejemplo, sodio en su estado líquido como refrigerante o grafito como moderador). La presión en el circuito de refrigerante primario es típicamente de 15-16 megapascales (150-160  bar ), que es notablemente más alta que en otros reactores nucleares , y casi el doble que en un reactor de agua en ebullición (BWR). Como efecto de esto, solo se produce una ebullición localizada y el vapor se recondensará rápidamente en el fluido a granel. Por el contrario, en un reactor de agua en ebullición, el refrigerante primario está diseñado para hervir. ^[15]

El agua ligera se utiliza como refrigerante primario en un reactor de agua a presión. El agua entra por la parte inferior del núcleo del reactor a unos 548  K (275 °C; 527 °F) y se calienta a medida que fluye hacia arriba a través del núcleo del reactor hasta una temperatura de unos 588 K (315 °C; 599 °F). El agua permanece líquida a pesar de la alta temperatura debido a la alta presión en el circuito de refrigerante primario, normalmente alrededor de 155 bar (15,5  MPa 153  atm , 2250  psi ). El agua en un reactor de agua a presión no puede superar una temperatura de 647 K (374 °C; 705 °F) o una presión de 22,064 MPa (3200 psi o 218 atm), porque esos son los puntos críticos del agua. ^[16] Los reactores de agua supercrítica son (a fecha de 2022) solo un concepto propuesto en el que el refrigerante nunca abandonaría el estado supercrítico . Sin embargo, como esto requiere presiones aún más altas que un PWR y puede causar problemas de corrosión, hasta ahora no se ha construido ningún reactor de este tipo.

La presión en el circuito primario se mantiene mediante un presurizador, un recipiente separado que está conectado al circuito primario y parcialmente lleno de agua que se calienta hasta la temperatura de saturación (punto de ebullición) para la presión deseada mediante calentadores eléctricos sumergidos. Para lograr una presión de 155 bares (15,5 MPa), la temperatura del presurizador se mantiene a 345 °C (653 °F), lo que da un margen de subenfriamiento (la diferencia entre la temperatura del presurizador y la temperatura más alta en el núcleo del reactor) de 30 °C (54 °F). Como 345 °C es el punto de ebullición del agua a 155 bares, el agua líquida está al borde de un cambio de fase. Los transitorios térmicos en el sistema de refrigeración del reactor dan lugar a grandes oscilaciones en el volumen de líquido/vapor del presurizador, y el volumen total del presurizador está diseñado para absorber estos transitorios sin descubrir los calentadores ni vaciar el presurizador. Los transitorios de presión en el sistema de refrigeración primario se manifiestan como transitorios de temperatura en el presurizador y se controlan mediante el uso de calentadores automáticos y rociadores de agua, que aumentan y reducen la temperatura del presurizador, respectivamente. ^[17]

El refrigerante se bombea por el circuito primario mediante potentes bombas. ^[18] Estas bombas tienen una velocidad de ~100.000 galones de refrigerante por minuto. Después de captar calor a medida que pasa por el núcleo del reactor, el refrigerante primario transfiere calor en un generador de vapor al agua en un circuito secundario de menor presión, evaporando el refrigerante secundario a vapor saturado (en la mayoría de los diseños 6,2 MPa (60 atm, 900  psia ), 275 °C (530 °F)) para su uso en la turbina de vapor. El refrigerante primario enfriado se devuelve luego al recipiente del reactor para calentarse nuevamente.

Los reactores de agua presurizada, como todos los diseños de reactores térmicos , requieren que los neutrones de fisión rápida se ralenticen (un proceso llamado moderación o termalización) para interactuar con el combustible nuclear y mantener la reacción en cadena. En los reactores de agua a presión, el agua refrigerante se utiliza como moderador al permitir que los neutrones experimenten múltiples colisiones con átomos de hidrógeno ligeros en el agua, perdiendo velocidad en el proceso. Esta "moderación" de neutrones ocurrirá con mayor frecuencia cuando el agua sea más densa (se producirán más colisiones). El uso de agua como moderador es una característica de seguridad importante de los reactores de agua a presión, ya que un aumento de la temperatura puede hacer que el agua se expanda, lo que genera mayores "espacios" entre las moléculas de agua y reduce la probabilidad de termalización, lo que reduce el grado en que se ralentizan los neutrones y, por lo tanto, reduce la reactividad en el reactor. Por lo tanto, si la reactividad aumenta más allá de lo normal, la moderación reducida de los neutrones hará que la reacción en cadena se ralentice, produciendo menos calor. Esta propiedad, conocida como coeficiente de temperatura negativo de reactividad, hace que los reactores de agua a presión sean muy estables. Este proceso se denomina "autorregulación", es decir, cuanto más caliente se pone el refrigerante, menos reactiva se vuelve la planta, apagándose ligeramente para compensar y viceversa. De este modo, la planta se autoregula en torno a una temperatura determinada establecida por la posición de las barras de control.

En cambio, el reactor soviético RBMK utilizado en Chernóbil, que utiliza grafito en lugar de agua como moderador y agua hirviendo como refrigerante, tiene un coeficiente de reactividad térmica positivo elevado. Esto significa que la reactividad y la generación de calor aumentan cuando aumentan las temperaturas del refrigerante y del combustible, lo que hace que el diseño RBMK sea menos estable que los reactores de agua presurizada a altas temperaturas de funcionamiento. Además de su propiedad de ralentizar los neutrones cuando actúa como moderador, el agua también tiene la propiedad de absorber neutrones, aunque en menor grado. Cuando aumenta la temperatura del agua refrigerante, aumenta la ebullición, lo que crea huecos. Por tanto, hay menos agua para absorber los neutrones térmicos que ya han sido ralentizados por el moderador de grafito, lo que provoca un aumento de la reactividad. Esta propiedad se denomina coeficiente de reactividad de huecos y, en un reactor RBMK como el de Chernóbil, el coeficiente de huecos es positivo y bastante elevado, lo que hace que sea muy difícil regular cuándo comienza a descontrolarse la reacción. Los reactores RBMK también tenían un diseño defectuoso de las barras de control, en el que durante las paradas rápidas, las puntas de grafito de las barras desplazaban el agua en el fondo del reactor y aumentaban localmente la reactividad allí. Esto se llama el "efecto de parada positiva" que es exclusivo del diseño defectuoso de las barras de control del RBMK. Estos defectos de diseño, además de los errores del operador que llevaron al reactor a sus límites, generalmente se consideran las causas del desastre de Chernóbil . ^[19]

El diseño del reactor de agua pesada CANDU canadiense tiene un coeficiente de vacío ligeramente positivo; estos reactores mitigan este problema con una serie de sistemas de seguridad pasiva avanzados incorporados que no se encuentran en el diseño soviético RBMK. No podría producirse criticidad en un reactor CANDU ni en ningún otro reactor de agua pesada cuando se suministra agua ligera ordinaria al reactor como refrigerante de emergencia. Dependiendo del grado de quemado , se deberá agregar ácido bórico u otro veneno neutrónico al refrigerante de emergencia para evitar un accidente de criticidad .

Los reactores de agua ligera están diseñados para mantenerse en un estado submoderado, lo que significa que hay espacio para un mayor volumen o densidad de agua para aumentar aún más la moderación, porque si la moderación estuviera cerca de la saturación, entonces una reducción en la densidad del moderador/refrigerante podría reducir la absorción de neutrones significativamente mientras que reduce la moderación solo ligeramente, haciendo que el coeficiente de vacío sea positivo. Además, el agua ligera es en realidad un moderador de neutrones algo más fuerte que el agua pesada, aunque la absorción de neutrones del agua pesada es mucho menor. Debido a estos dos hechos, los reactores de agua ligera tienen un volumen moderador relativamente pequeño y, por lo tanto, tienen núcleos compactos. Un diseño de próxima generación, el reactor de agua supercrítica , es incluso menos moderado. Un espectro de energía de neutrones menos moderado empeora la relación captura/fisión del ²³⁵ U y especialmente ^{del 239} Pu, lo que significa que más núcleos fisionables no se fisionan por absorción de neutrones y, en cambio, capturan el neutrón para convertirse en un isótopo no fisionable más pesado, desperdiciando uno o más neutrones y aumentando la acumulación de actínidos transuránicos pesados, algunos de los cuales tienen vidas medias largas.

Después del enriquecimiento, el dióxido de uranio ( UO
₂) se cuece en un horno de sinterización de alta temperatura para crear gránulos cerámicos duros de dióxido de uranio enriquecido. Los gránulos cilíndricos se recubren luego con una aleación de metal de circonio resistente a la corrosión, Zircaloy , que se rellena con helio para facilitar la conducción del calor y detectar fugas. Se elige Zircaloy por sus propiedades mecánicas y su baja sección transversal de absorción. ^[20] Las barras de combustible terminadas se agrupan en conjuntos de combustible, llamados haces de combustible, que luego se utilizan para construir el núcleo del reactor. Un PWR típico tiene conjuntos de combustible de 200 a 300 barras cada uno, y un reactor grande tendría alrededor de 150 a 250 de esos conjuntos con 80 a 100 toneladas de uranio en total. Generalmente, los haces de combustible consisten en barras de combustible agrupadas de 14 × 14 a 17 × 17. Un reactor de agua a presión produce del orden de 900 a 1.600 MW _e . Los haces de combustible de un reactor de agua a presión tienen una longitud de unos 4 metros. ^[21]

La mayoría de los reactores PWR comerciales se recargan cada 18 a 24 meses. Aproximadamente un tercio del núcleo se reemplaza en cada recarga, aunque algunos sistemas de recarga más modernos pueden reducir el tiempo de recarga a unos pocos días y permitir que la recarga se realice con una periodicidad más corta. ^[22]

En los reactores de agua a presión, la potencia del reactor puede considerarse como una consecuencia de la demanda de vapor (turbina) debido a la retroalimentación de reactividad del cambio de temperatura causado por el aumento o la disminución del flujo de vapor. (Véase: Coeficiente de temperatura negativo ). Se utilizan barras de control de boro y cadmio para mantener la temperatura del sistema primario en el punto deseado. Para disminuir la potencia, el operador cierra las válvulas de entrada de la turbina. Esto daría como resultado que se extraiga menos vapor de los generadores de vapor. Esto hace que aumente la temperatura del circuito primario. La temperatura más alta hace que disminuya la densidad del agua refrigerante del reactor primario, lo que permite velocidades de neutrones más altas, por lo tanto, menos fisión y menor producción de potencia. Esta disminución de la potencia finalmente hará que la temperatura del sistema primario vuelva a su valor de estado estable anterior. El operador puede controlar la temperatura de funcionamiento en estado estable mediante la adición de ácido bórico y/o el movimiento de las barras de control.

El ajuste de la reactividad para mantener el 100% de potencia a medida que se quema el combustible en la mayoría de los reactores de agua a presión comerciales se logra normalmente variando la concentración de ácido bórico disuelto en el refrigerante del reactor primario. El boro absorbe fácilmente neutrones y, por lo tanto, aumentar o disminuir su concentración en el refrigerante del reactor afectará la actividad neutrónica en consecuencia. Se requiere un sistema de control completo que involucra bombas de alta presión (generalmente llamado sistema de carga y descarga) para eliminar el agua del circuito primario de alta presión y volver a inyectar el agua con diferentes concentraciones de ácido bórico. Las barras de control del reactor, insertadas a través de la cabeza del recipiente del reactor directamente en los haces de combustible, se mueven por las siguientes razones: para poner en marcha el reactor, para apagar las reacciones nucleares primarias en el reactor, para adaptarse a transitorios de corto plazo, como cambios en la carga de la turbina,

Las barras de control también se pueden utilizar para compensar el inventario de veneno nuclear y el agotamiento del combustible nuclear . Sin embargo, estos efectos se suelen compensar modificando la concentración de ácido bórico del refrigerante primario.

Por el contrario, los BWR no tienen boro en el refrigerante del reactor y controlan la potencia del reactor ajustando el caudal del refrigerante del reactor.

Los reactores PWR son muy estables debido a su tendencia a producir menos energía a medida que aumentan las temperaturas; esto hace que el reactor sea más fácil de operar desde el punto de vista de la estabilidad.

El circuito del ciclo de la turbina PWR está separado del circuito primario, por lo que el agua del circuito secundario no está contaminada con materiales radiactivos.

Los reactores de agua a presión pueden apagar pasivamente el reactor en caso de que se pierda la energía externa para detener inmediatamente la reacción nuclear primaria. Las barras de control están sujetas por electroimanes y caen por gravedad cuando se pierde la corriente; la inserción completa apaga de manera segura la reacción nuclear primaria.

La tecnología PWR es la preferida por las naciones que buscan desarrollar una armada nuclear; los reactores compactos se adaptan bien a los submarinos nucleares y otros buques nucleares.

Los reactores de agua desionizada (PWR) son el tipo de reactor más utilizado en todo el mundo, lo que permite una amplia gama de proveedores de nuevas plantas y piezas para plantas existentes. Debido a la larga experiencia con su funcionamiento, son lo más cercano a la tecnología madura que existe en energía nuclear.

Los PWR, según el tipo, pueden alimentarse con combustible MOX y/o combustible ruso Remix (que tiene un menor²³⁹
Pu y un superior²³⁵
Contenido de U que el combustible MOX U/Pu "normal", lo que permite un ciclo de combustible nuclear (parcialmente) cerrado .

El agua es un refrigerante no tóxico, transparente, químicamente no reactivo (en comparación con, por ejemplo, el NaK ) y es líquido a temperatura ambiente, lo que facilita la inspección visual y el mantenimiento. También es fácil y barato de obtener, a diferencia del agua pesada o incluso del grafito nuclear .

En comparación con los reactores que funcionan con uranio natural , los reactores de agua a presión pueden alcanzar un nivel de combustión relativamente alto . Un reactor de agua a presión típico cambiará entre un cuarto y un tercio de su carga de combustible cada 18-24 meses y tendrá mantenimiento e inspección, que requieren que el reactor se apague, programados para esta ventana. Si bien se consume más mineral de uranio por unidad de electricidad producida que en un reactor alimentado con uranio natural, la cantidad de combustible gastado es menor y el resto es uranio empobrecido, cuyo peligro radiológico es menor que el del uranio natural.

El agua refrigerante debe estar muy presurizada para permanecer líquida a altas temperaturas. Esto requiere tuberías de alta resistencia y un recipiente de presión pesado y, por lo tanto, aumenta los costos de construcción. La presión más alta puede aumentar las consecuencias de un accidente por pérdida de refrigerante . ^[23] El recipiente de presión del reactor está fabricado con acero dúctil pero, a medida que la planta está en funcionamiento, el flujo de neutrones del reactor hace que este acero se vuelva menos dúctil. Finalmente, la ductilidad del acero alcanzará los límites determinados por las normas aplicables para calderas y recipientes de presión, y el recipiente de presión debe repararse o reemplazarse. Esto puede no ser práctico ni económico, y por lo tanto determina la vida útil de la planta.

También se necesitan componentes adicionales de alta presión, como bombas de refrigerante del reactor, presurizadores y generadores de vapor. Esto también aumenta el costo de capital y la complejidad de una planta de energía PWR.

El refrigerante de agua a alta temperatura con ácido bórico disuelto en él es corrosivo para el acero al carbono (pero no para el acero inoxidable ); esto puede hacer que circulen productos de corrosión radiactiva en el circuito de refrigerante primario. Esto no solo limita la vida útil del reactor, sino que los sistemas que filtran los productos de corrosión y ajustan la concentración de ácido bórico aumentan significativamente el costo general del reactor y la exposición a la radiación. En un caso, esto ha provocado una corrosión grave en los mecanismos de accionamiento de las barras de control cuando la solución de ácido bórico se filtró a través del sello entre el propio mecanismo y el sistema primario. ^{[24] [25]}

Debido a la necesidad de cargar con boro el circuito de refrigeración primario de un reactor de agua a presión, la producción de tritio secundario radiactivo no deseado en el agua es más de 25 veces mayor que en los reactores de agua en ebullición de potencia similar, debido a la ausencia en estos últimos del elemento moderador de neutrones en su circuito de refrigeración. El tritio se crea por la absorción de un neutrón rápido en el núcleo de un átomo de boro-10 que posteriormente se divide en un átomo de litio-7 y tritio. Los reactores de agua a presión emiten anualmente varios cientos de curios de tritio al medio ambiente como parte de su funcionamiento normal. ^[26]

El uranio natural contiene sólo un 0,7% de uranio-235, el isótopo necesario para los reactores térmicos. Esto hace necesario enriquecer el combustible de uranio, lo que aumenta significativamente los costos de producción del combustible. En comparación con los reactores que funcionan con uranio natural, se genera menos energía por unidad de mineral de uranio, aunque se puede lograr un mayor grado de combustión. El reprocesamiento nuclear puede "estirar" el suministro de combustible tanto de los reactores de uranio natural como de los de uranio enriquecido, pero prácticamente sólo se practica en los reactores de agua ligera que funcionan con combustible ligeramente enriquecido, ya que el combustible gastado de, por ejemplo, los reactores CANDU tiene muy poco material fisionable.

Como el agua actúa como moderador de neutrones, no es posible construir un reactor de neutrones rápidos con un diseño PWR. Sin embargo, un reactor de agua de moderación reducida puede lograr una tasa de reproducción mayor que la unidad, aunque este diseño de reactor tiene sus propias desventajas. ^[27]

El combustible gastado de un reactor de agua a presión suele tener un contenido de material fisionable mayor que el uranio natural. Sin reprocesamiento nuclear , este material fisionable no puede utilizarse como combustible en un reactor de agua a presión. Sin embargo, puede utilizarse en una unidad CANDU con un reprocesamiento mínimo en un proceso denominado "DUPIC" (uso directo del combustible gastado de un reactor de agua a presión en una unidad CANDU). ^[28]

La eficiencia térmica , si bien es mejor que la de los reactores de agua en ebullición , no puede alcanzar los valores de los reactores con temperaturas de operación más altas, como los enfriados con gases a alta temperatura, metales líquidos o sales fundidas. De manera similar, el calor de proceso extraído de un reactor de agua a presión no es adecuado para la mayoría de las aplicaciones industriales, ya que requieren temperaturas superiores a los 400 °C (752 °F).

La radiólisis y ciertos escenarios de accidentes que involucran interacciones entre vapor caliente y revestimiento de zircaloy pueden producir hidrógeno a partir del agua de refrigeración, lo que lleva a explosiones de hidrógeno como un escenario de accidente potencial. Durante el accidente nuclear de Fukushima, una explosión de hidrógeno que dañara el edificio de contención fue una preocupación importante, aunque los reactores de la planta eran BWR , que debido al vapor en la parte superior del recipiente de presión por diseño conllevan un mayor riesgo de que esto suceda. Algunos reactores contienen recombinadores catalíticos que permiten que el hidrógeno reaccione con el oxígeno ambiental de una manera no explosiva. ^{[ cita requerida ]}

• Reactor de agua hirviendo
• Lista de reactores PWR
• Sistemas de seguridad nuclear
• Reactor de potencia avanzado KEPCO 1400 (APR-1400)
• Rosatom VVER-1200 (o AES-2006)
• Areva EPR
• Westinghouse Advanced Passive 1000 (AP1000)
• Hualong One chino (o HPR1000)
• IPWR-900 indio

• Duderstadt, James J .; Hamilton, Louis J. (1976). Análisis de reactores nucleares . Wiley. ISBN 978-0471223634.
• Glasstone, Samuel; Sesonske, Alexander (1994). Ingeniería de reactores nucleares . Chapman y Hall. ISBN 978-0412985218.
• Jacquemain, Didier (2015). Accidentes por fusión del núcleo de reactores de energía nuclear (PDF) . Instituto de radioprotección y seguridad nuclear . pag. 12.ISBN​ 978-2-7598-1835-8.
• Mosey, David (1990). Accidentes en reactores nucleares. Publicaciones especiales de Nuclear Engineering International. pp. 92–94. ISBN 978-0408061988.
• Riznic, Jovica (2017). Generadores de vapor para plantas de energía nuclear. Woodhead Publishing. doi :10.1016/B978-0-08-100894-2.00001-7. ISBN 9780081008942.
• Tong, LS (1988). Principios de mejora del diseño de reactores de agua ligera . Hemisphere. ISBN 978-0891164166.

Wikimedia Commons alberga una categoría multimedia sobre Reactores de agua a presión .

• Ciencia e ingeniería nuclear en el MIT OpenCourseWare .
• Archivos de documentos en el sitio web de la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos.
• Principios de funcionamiento de un reactor de agua presurizada (vídeo de YouTube).
• Consumo de combustible de un reactor de agua presurizada.