沸水反应堆（Boiling Water Reactor，缩写为BWR）是美国通用电气公司于1950年代中期研发成功的一种轻水核反应堆。

中文名

沸水反应堆

外文名

Boiling Water Reactor

别名

BER

任职机构

美国通用电气公司

代表

日本福岛第一核电站和第二核电站

设计

沸水反应炉工作原理示意图： 1. 反应炉压力槽2. 核燃料棒3. 控制棒4. 循环泵5. 控制棒电动机6. 蒸汽7. 饲水8. 高压涡轮机9. 低压涡轮机 10. 发电机11. 激磁机12. 冷凝器13. 冷却剂14. 预热器15. 给水泵16. 冷水泵17. 混凝土围阻体18. 连接至电网

象压水堆一样，沸水堆的燃料也是浓缩度仅为2％的氧化铀，它在高温高压下被烧结成圆柱形芯块，装入锆合金管中．这些燃料棒被组装成比在压水堆中较为松散的组件。燃料棒基本方形排列包括6*6、7*7或8*8，而压水堆燃料组件为15X15或17X17。铀的浓缩度也不相同，棒中浓缩铀的数量与诙棒在阵列中所处的位置有关。这种排列能纠正沸水堆中由毗邻组件之间水空间引起的畸变。某些棒不含铀，而仅有水。十字形碳化硼控制棒在四个相邻燃料组件之间从堆芯底部插入。其抽插依靠液压系统或电磁螺旋驱动系统。遇有紧急情况，氮气覆盖层之下充满水的蓄压箱驱动液压缸，把控制棒弹入堆芯。

原理

沸水反应堆以轻水（普通水H2O）作为冷却剂和中子慢化剂。反应堆冷却系统内压强保持在70个大气压。在这里，来自汽轮机的给水进入压力容器后，在280℃左右沸腾。汽水混合物经过堆芯上方的汽水分离器和蒸汽干燥器过滤掉液态水后直接送到汽轮机。离开汽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，完成一个循环。

因沸水堆中一次蒸汽直接通往汽轮机，故该系统被称为「直接循环系统」。由于此时堆芯的传热速度直接由系统中水的循环速度所决定，因此大型的沸水堆的堆芯围筒（core shroud）外均装有喷射泵（jet pump），以加快循环速度。

与压水反应堆相比，沸水反应堆的构造更为简单，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汽轮机，因此可能造成汽轮机受到放射性污染，给设计和维修带来麻烦。

特征

这种反应堆最显著的特征是，允许冷却剂水在堆芯内沸腾。离开堆芯的蒸汽必须经过去湿，这个过程在反应堆容器上部进行。象在压水堆蒸汽发生器中一样，蒸汽要经过汽水分离器(在旋流叶片中，作用于蒸汽流的离心力迫使水滴甩在外壁上)和人字型干燥器，然后被传输到汽轮机，再驱动发电机产生电力。蒸汽在给水厂房冷凝后，形成凝结水，经过再加热后返回反应堆容器。

为确保稳定运行，反应堆容器上接有若干条再循环环路，每条环路设一台泵，该泵从反应堆容器出口接管吸水并排水至人口接管。泵的流量变化可以改变平均水温和蒸汽泡形成的水平。用这种方法能够控制中子的慢化条件(密度低的蒸汽替代水或相反)，从而控制反应堆的功率水平。

先进沸水堆

2011年11月2日，美国的安全监管部门已经认证了一个先进沸水堆（ABWR）的修改版本。

ABWR最初由通用电力（GE）和东芝合作开发，之后与日立公司合作在日本建造。该反应堆设计在1997年获取美国核管会（NRC）的设计认证，包括属于GE-日立合资公司的特殊专用工程。

东芝公司后来为现有的STP场址建造3号和4号机组，开发了其自己的基于已批准的ABWR设计的修改版本。该设计于2009年6月提交NRC，它必须满足在当年3月份制定的新的飞机撞击规则。

11月1日通过的认证意味着东芝版的ABWR即使在被一个大型民用飞机撞击后仍将被认为是安全的。在这样的撞击后，为了保持反应堆堆芯冷却，维持乏燃料水池的完整性和冷却，应该证明必需的仅仅是最低限度的操作人员介入。