概述

沸水反应堆工作原理示意图：

沸水反应堆以去离子水作为冷却剂（ coolant ）和中子减速剂。反应堆堆芯进行的核裂变会产生热能，使得已冷却的水沸腾，变为高压蒸汽，从而驱动涡轮机，然后通过发电机转换为电能。离开涡轮机的蒸汽，经过冷凝器凝结为液态水（给水）后，回流至反应堆堆芯，完成一个循环。在堆芯里，已冷却的水保持在75个大气压，这会促使它在285℃左右沸腾。

稍加比较，在压水反应堆堆芯内，由于维持高压强（大约158 个大气压），不会出现大量的沸腾。但沸水反应堆构造简单，且大大降低了反应堆的工作压力和堆芯温度，因此显著提高了反应堆的安全性，降低了造价。但由于沸水堆的循环系统直接连接了堆芯和涡轮机，因此可能造成涡轮机受到放射性污染，给设计和维修带来麻烦。

BWR构成要素

燃料 : 低浓缩铀

冷却材・减速材 :轻水

沸水式反应堆的沿革

量产第一系列(BWR/1–BWR/6)

第一代 BWR: BWR/1 搭配 Mark I 围阻体

第二代 BWR: BWR/2, BWR/3, 与部分 BWR/4，搭配 Mark I 围阻体，其他 BWR/4, BWR/5，搭配 Mark II 围阻体

第三代 BWR: BWR/6 搭配 Mark II 围阻体

先进沸水反应堆 (ABWR)

进步型沸水式反应堆" （ABWR），是一款符合第三代反应器规范的沸水反应堆。目前由奇异日立核能（GEH）和东芝合作生产。

简化沸水反应堆 (SBWR)

经济简化沸水反应堆 (ESBWR)

经济简化沸水反应堆 (Economic Simplified Boiling Water Reactor, ESBWR) 是第3+代的核能反应堆设计，始于90年代后期，GE工程师提出把简化沸水反应堆特点的被动安全设计，与先进沸水反应堆设计结合，另加大功率到1600MWe(4500MWth)的方案。这个设计已送交美国核能管理委员会审核，并已到最后设计复审阶段。

参见

压水反应堆

参考文献

多田顺一郎 ‘わかりやすい放射线物理学’オーム社 1997.12.20 ISBN 4-274-13123-8

安斎育郎 ‘放射线と放射能’ナツメ社 2007.2.14 ISBN 978-4-8163-4255-4

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