沸水反应堆
（重定向自沸水式反應爐）
沸水反应堆（英语：boiling water reactor, BWR）是一种用来发电的轻水反应堆。沸水反应堆是第二常见的核能发电反应堆型式，在五十年代中期由爱达荷国家实验室（Idaho National Laboratory）与通用电气公司共同研发成功。现在主要制造厂商是专门设计与建造这类反应堆的GE日立核能（GE Hitachi Nuclear Energy）。
概述
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- 反应堆压力容器
- 核燃料棒
- 控制棒
- 循环泵
- 控制棒电动机
- 蒸汽
- 饲水
- 高压涡轮机
- 低压涡轮机
- 发电机
- 激磁机
- 冷凝器
- 冷却剂
- 预热器
- 给水泵
- 冷水泵
- 混凝土围阻体
- 连接至电网
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，由于维持高压力（大约158个大气压），不会出现大量的沸腾。不过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
编辑沸水式反应堆的沿革
编辑量产第一系列(BWR/1–BWR/6)
编辑- 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 III 围阻体
先进沸水反应堆 (ABWR)
编辑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)
编辑经济简化沸水反应堆 (ESBWR)
编辑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 (4500 MWth)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
编辑参考文献
编辑- 多田顺一郎 ‘わかりやすい辐射物理学’オーム社 1997.12.20 ISBN 4-274-13123-8
- 安斎育郎 ‘辐射と放射能’ナツメ社 2007.2.14 ISBN 978-4-8163-4255-4