迪亚布罗峡谷核电站：维基教科书/沸水堆

沸水堆 (BWR) 是一种用于发电的轻水堆。它是继压水堆 (PWR) 之后第二常见的核电站类型，也是轻水堆的一种。沸水堆由爱达荷国家实验室和通用电气在 1950 年代中期开发。目前的主要制造商是通用电气日立核能公司，该公司专门从事这种反应堆的设计和建造。

概述

沸水堆示意图。

1. 反应堆压力容器 (RPV) 2. 核燃料元件 3. 控制棒 4. 循环泵 5. 控制棒电机 6. 蒸汽 7. 给水 8. 高压汽轮机 (HPT) 9. 低压汽轮机

10. 发电机 11. 激励机 12. 冷凝器 13. 冷却剂 14. 预热器 15. 给水泵 16. 冷水泵 17. 混凝土外壳 18. 连接到电网

沸水堆使用去矿化水作为冷却剂和中子减速剂。反应堆堆芯中的核裂变产生热量，这会导致冷却水沸腾，产生蒸汽。蒸汽直接用于驱动汽轮机，然后在冷凝器中冷却并转化回液态水。然后将此水返回到反应堆堆芯，完成循环。冷却水保持在大约 75 个大气压 (7.6 MPa, 1000-1100 psi)，因此它在堆芯中在大约 285 °C (550 °F) 下沸腾。相比之下，压水堆 (PWR) 的主回路中保持着高压（大约 158 个大气压 (16 MPa, 2300 psi)），因此不允许出现明显的沸腾。在福岛第一核电站事故之前，反应堆的堆芯损伤频率估计在 10⁻⁴ 到 10⁻⁷ 之间（即，每 10,000 到 10,000,000 个反应堆年发生一次堆芯损伤事故）。

主要部件和系统的描述

凝结水和给水

从汽轮机出来的蒸汽流入位于低压汽轮机下方的冷凝器，在那里蒸汽被冷却并返回到液态（凝结水）。然后将凝结水泵入给水加热器，通过从汽轮机的各个级提取的蒸汽来提高其温度。来自给水加热器的给水通过位于压力容器 (RPV) 上方的高位喷嘴进入反应堆压力容器 (RPV)，远高于核燃料组件的顶部（这些核燃料组件构成“堆芯”），但低于水位。

给水进入降压段，并与来自汽水分离器的水混合。给水对来自汽水分离器的饱和水进行过冷。现在，水流过降压段，降压段与堆芯通过高耸的围护壳隔开。然后水通过射流泵或内部再循环泵，这些泵提供额外的泵送动力（水头）。现在，水转弯 180 度，向上穿过下部堆芯板进入核堆芯，在那里燃料元件加热水。从燃料通道顶部导向离开的水大约含有 12% 到 15% 的饱和蒸汽（按质量计），典型的堆芯流量可能是 45,000,000 kg/h (100,000,000 lb/h)，蒸汽流量为 6,500,000 kg/h (14,500,000 lb/h)。但是，堆芯平均空隙率要高得多（约 40%）。这些值可以在每个工厂的公开可用的技术规范、最终安全分析报告或堆芯运行限制报告中找到。

来自堆芯的加热产生了热头，它帮助再循环泵再循环 RPV 内部的水。沸水堆可以设计成没有再循环泵，完全依靠热头来再循环 RPV 内部的水。但是，来自再循环泵的强制再循环水头对于控制功率非常有用。通过简单地增加或减少通过再循环泵的强制再循环流量，可以轻松地改变热功率水平。

堆芯上方的两相流体（水和蒸汽）进入上升段区域，这是围护壳内包含的上部区域。可以增加此区域的高度来增加热自然再循环泵送水头。上升段区域顶部是汽水分离器。通过在旋风分离器中旋动两相流，将蒸汽分离出来并向上上升到蒸汽干燥器，而水则留在后面并水平流出到降压段区域。在降压段区域，它与给水流混合，循环重复。

从分离器上升到上方的饱和蒸汽由人字形干燥器结构干燥。然后蒸汽通过四条主蒸汽管线离开 RPV 并进入汽轮机。

控制系统

反应堆功率通过两种方式控制：插入或退出控制棒以及改变通过反应堆堆芯的水流。

控制棒的定位（抽出或插入）是启动沸水堆时控制功率的正常方法。 当控制棒抽出时，控制材料中的中子吸收减少，燃料中的中子吸收增加，因此反应堆功率增加。 当控制棒插入时，控制材料中的中子吸收增加，燃料中的中子吸收减少，因此反应堆功率降低。 一些早期的沸水堆和通用电气日立公司提出的 ESBWR（经济简化沸水堆）设计仅使用自然循环和控制棒定位来控制从 0% 到 100% 的功率，因为它们没有反应堆再循环系统。 精细的反应性调节可以通过调节反应堆压力容器的再循环流量来实现。

改变（增加或减少）通过堆芯的水流量是控制功率的正常且便捷的方法。 当在所谓的“100% 棒线”上运行时，可以通过改变反应堆再循环系统的流量（通过改变再循环泵的速度）来改变功率，范围大约为额定功率的 30% 到 100%。 随着通过堆芯的水流量增加，蒸汽气泡（“空隙”）从堆芯中更快地排出，堆芯中的液态水量增加，中子慢化增加，更多中子被减速以被燃料吸收，反应堆功率增加。 随着通过堆芯的水流量减少，蒸汽空隙在堆芯中停留更长时间，堆芯中的液态水量减少，中子慢化减少，更少的中子被减速以被燃料吸收，反应堆功率降低。^[2]

蒸汽涡轮机

反应堆堆芯产生的蒸汽通过堆芯上方的蒸汽分离器和干燥板，然后直接进入涡轮机，涡轮机是反应堆回路的一部分。 由于反应堆堆芯周围的水总是会受到微量放射性核素的污染，因此涡轮机在正常运行期间必须屏蔽，在维护期间必须提供放射防护。 与压水堆相比，沸水堆在运行和维护方面的成本增加，往往抵消了沸水堆设计更简单、热效率更高的优势。 水中大部分放射性物质的半衰期很短（主要是 N-16，半衰期为 7 秒），因此反应堆停堆后不久就可以进入涡轮机房。

尺寸

现代沸水堆燃料组件包含 74 到 100 根燃料棒，反应堆堆芯中最多大约有 800 个组件，最多可以容纳大约 140 吨铀。 特定反应堆中的燃料组件数量基于对所需反应堆功率输出、反应堆堆芯尺寸和反应堆功率密度的考虑。

安全系统

现代反应堆拥有许多安全系统，这些系统的设计采用了纵深防御理念，这是一种贯穿建设和调试始终的设计理念。

沸水堆与压水堆（PWR）类似，反应堆即使在裂变反应停止后仍会继续产生热量，这可能会导致堆芯损伤事故。 这种热量是由裂变产物和被中子吸收而被激活的材料的放射性衰变产生的。 沸水堆包含多个安全系统，用于在紧急停堆后冷却堆芯。

换料系统

反应堆燃料棒偶尔会通过从安全壳顶部移除的方式进行更换。

由于燃料棒具有放射性和热量，因此操作需要通过起重机和水下进行。 出于这个原因，乏燃料存储池通常位于反应堆上方。 它们被硼酸水屏蔽，其高度是乏燃料存储池高度的数倍，并且以受控的几何形状存储在刚性阵列中，以避免临界。 在福岛反应堆事故中，这一问题变得很严重，因为一个或多个乏燃料存储池的水流失，地震可能改变了几何形状。 燃料棒包壳是锆合金这一事实也是一个问题，因为这种中子透明元素在极端温度下会与水反应产生氢气和氧气，并在空气中燃烧。 通常情况下，燃料棒在反应堆和乏燃料池中保持足够凉爽，因此这不是一个问题，并且包壳在燃料棒的整个寿命中保持完好无损。

地震造成的损害和海啸对冷却系统以及场内外电源造成的损害表明，高架、主动冷却的乏燃料存储池存在缺陷。^[3][4]

沸水堆的发展

早期概念

沸水堆的概念比压水堆的概念略晚出现。 沸水堆的开发始于 20 世纪 50 年代初，是通用电气公司与几个美国国家实验室合作的成果。

美国核能研究由三军领导。 海军看到了将潜艇变成全天候水下航行器和能够在世界各地航行而不需加油的舰船的可能性，因此派出了他们的工程负责人，海曼·里科弗上尉来领导他们的核能计划。 里科弗决定采用压水堆技术，因为当时核能领域的研究人员担心反应堆内直接产生蒸汽会导致不稳定，而他们知道使用加压水作为传热介质绝对有效。 这种担忧导致美国的第一项核能研究工作致力于开发压水堆，压水堆非常适合海军舰艇（尤其是潜艇），因为空间有限，而压水堆可以制造得足够紧凑和高功率，以适合任何情况下的潜艇。

但是其他研究人员想要调查反应堆堆芯中沸腾的水是否真的会导致不稳定。 尤其是，阿贡国家实验室的研究员塞缪尔·安特迈尔二世，提出并监督了一系列实验：BORAX 实验——为了看看沸水堆是否适合用于能源生产。 他发现这种方法是可行的，因为他对反应堆进行了非常严格的测试，证明了沸水堆的安全原理。

在这一系列测试之后，通用电气公司参与进来，并与 INL 合作将这项技术推向市场。 在 20 世纪 50 年代末/60 年代初/中期，进行了更大规模的测试，这些测试仅部分使用直接产生的（初级）核锅炉系统蒸汽来供给涡轮机，并包含热交换器以产生用于驱动涡轮机其他部分的次级蒸汽。 文献没有说明为什么会这样，但在沸水堆的生产型号中被淘汰了。

第一批生产的沸水堆 (BWR/1–BWR/6)

典型 BWR Mark I 安全壳的横截面示意图

第一代生产的沸水堆见证了沸水堆独特而鲜明特征的逐步发展：环形室（用于在需要淬灭蒸汽的瞬变事件中淬灭蒸汽），以及干井、热交换器的消除、蒸汽干燥器、反应堆建筑物独特的总体布局，以及反应堆控制和安全系统的标准化。 通用电气的第一批生产的沸水堆经历了 6 个迭代设计阶段，每个阶段都称为 BWR/1 到 BWR/6。（BWR/4、BWR/5 和 BWR/6 是目前最常见的类型。）世界上绝大多数投入使用的沸水堆都属于这些设计阶段中的一个。

• 第一代沸水堆：BWR/1，配备 [Mark I 安全壳。
• 第二代沸水堆：BWR/2、BWR/3 和一些 BWR/4，配备 Mark I 安全壳。 其他 BWR/4 和 BWR/5，配备 Mark-II 安全壳。
• 第三代沸水堆：BWR/6，配备 Mark-III 安全壳。

布朗斯费里 1 号机组的干井和湿井正在建设中，该机组是使用 Mark I 安全壳的 BWR/4。

安全壳变体采用混凝土或钢材来建造初级安全壳、干井和湿井，并以不同的组合进行建造。^[5]

除了通用电气的设计外，还有 ABB、三菱、东芝和 KWU 等其他设计。

先进沸水堆 (ABWR)

一种新型的沸水反应堆被称为先进沸水反应堆（ABWR）。ABWR 是在 20 世纪 80 年代后期和 90 年代初期开发的，并已进一步改进至今。ABWR 在设计中融合了先进技术，包括计算机控制、工厂自动化、控制棒移除、运动和插入、堆芯泵送以及核安全，以提供比原始生产系列 BWR 更好的性能，具有高功率输出（每台反应堆 1350 MWe）以及显著降低的堆芯损伤概率。最重要的是，ABWR 是一种完全标准化的设计，可以进行批量生产。

ABWR 于 20 世纪 90 年代初获得美国核管理委员会批准，作为标准化设计进行生产。随后，日本建造了众多 ABWR。ABWR 在日本取得成功后促成的一项发展是，通用电气 (GE) 的核能部门与日立公司 (Hitachi Corporation) 的核能部门合并，组成了 GE 日立，现在是 BWR 设计的主要全球开发商。

简化沸水反应堆 (SBWR)

与 ABWR 同时，通用电气 (GE) 也开发了一种不同的新型沸水反应堆 (BWR) 概念，被称为简化沸水反应堆 (SBWR)。这种更小的反应堆（每台反应堆 600 兆瓦电 (MWe)）以首次在轻水反应堆中采用“被动安全”设计原则而著称。被动安全的概念意味着反应堆不是需要紧急注入泵等主动系统的干预来保持反应堆在安全裕度内，而是设计为在发生安全相关意外情况时，仅通过自然力的作用就能恢复到安全状态。

例如，如果反应堆过热，它会触发一个系统，将可溶性中子吸收剂（通常是硼酸盐材料溶液或硼砂溶液）或通过吸收中子极大地阻碍链式反应的材料释放到反应堆堆芯。容纳可溶性中子吸收剂的罐体位于反应堆上方，一旦系统被触发，吸收溶液就会在重力的作用下流入堆芯，使反应几乎完全停止。另一个例子是隔离冷凝器系统，该系统依赖于热水/蒸汽上升的原理，将热水冷却剂带入位于反应堆上方、充满水的深水箱中的大型热交换器，从而实现余热排出。另一个例子是省略堆芯内的再循环泵；这些泵用于其他 BWR 设计中，以保持冷却水的流动；它们价格昂贵，难以维修，有时还会出现故障；为了提高可靠性，ABWR 至少包含 10 台这样的再循环泵，因此即使其中几台发生故障，仍有足够的泵可以正常运行，以确保不会发生计划外的停堆，并且可以在下次燃料换料停堆期间维修这些泵。相反，简化沸水反应堆的设计人员利用热力学分析来设计反应堆堆芯，使自然循环（冷水下降，热水上升）能够将水带到堆芯中心进行沸腾。

SBWR 被动安全特性的最终结果是，在发生重大安全意外情况后，至少在接下来的 48 小时内，反应堆不需要人工干预；此后，它只需要定期补充完全位于反应堆外部、与冷却系统隔开的冷却水箱，并设计为通过蒸发去除反应堆余热。简化沸水反应堆已提交给美国核管理委员会，但后来在获得批准之前撤回了；然而，这一概念仍然吸引了通用电气的设计人员，并成为未来发展的基础。

经济型简化沸水反应堆 (ESBWR)

从 20 世纪 90 年代后期开始，GE 工程师提议将先进沸水反应堆设计的特点与简化沸水反应堆设计的独特安全特点结合起来，并将由此产生的设计扩大到 1,600 MWe（4,500 MWth）的更大尺寸。这种经济型简化沸水反应堆设计已提交给美国核管理委员会批准，后续的最终设计审查即将完成。

据报道，这种设计被宣传为堆芯损伤概率仅为每反应堆年 3×10⁻⁸ 次堆芯损伤事件。（也就是说，在 100 年的寿命中，需要有 300 万台 ESBWR 运行，才能预期发生一次堆芯损伤事件。早期 BWR 设计（BWR/4）的堆芯损伤概率高达每反应堆年 1×10⁻⁵ 次堆芯损伤事件。） ESBWR 的这种极低的 CDP 远远超过了市场上的其他大型 LWR。

优势和劣势

优势

• 反应堆压力容器及其相关部件的工作压力明显低于压水堆（约为大气压的 75 倍），而压水堆约为大气压的 158 倍。
• 与压水堆相比，压力容器受到的辐照量明显更低，因此随着时间的推移不会变得那么脆。
• 在更低的核燃料温度下运行。
• 由于没有蒸汽发生器和压力容器，组件更少。（旧的 BWR 具有外部再循环回路，但即使这种管道在现代 BWR（如 ABWR）中也被取消了。）
• 与压水堆相比，破裂导致冷却剂损失的风险（概率）更低，而且发生破裂时堆芯损伤的风险更低。这是由于管道更少、大直径管道更少、焊接更少，并且没有蒸汽发生器管。
• NRC 对极限故障潜力的评估表明，如果发生此类故障，平均 BWR 发生堆芯损伤的可能性低于平均压水堆，因为紧急堆芯冷却系统 (ECCS) 的鲁棒性和冗余性更高。
  • 与压水堆不同，沸水堆至少具有几个蒸汽轮机驱动的 ECCS 系统，这些系统可以直接由反应堆停堆后产生的蒸汽驱动，并且不需要电力。这使得对紧急柴油发电机（无论如何都有四台）的依赖程度降低。
• 在正常运行和紧急运行中，测量压力容器水位的方式相同，这使得对紧急情况的评估变得容易直观。
• 可以使用自然循环在没有强制流动的条件下以更低的堆芯功率密度运行。
• 沸水堆可以设计为仅使用自然循环运行，从而完全消除再循环泵。（新的 ESBWR 设计使用自然循环。）
• 沸水堆不使用硼酸来控制裂变消耗，从而降低了反应堆压力容器和管道内部发生腐蚀的可能性。（压水堆必须仔细监测硼酸引起的腐蚀；已经证明，如果反应堆压力容器盖板维护不当，可能会发生反应堆压力容器盖板腐蚀。由于沸水堆不使用硼酸，因此消除了这些可能性。）
• 沸水堆的重大安全相关系统通常具有 N-2 冗余，这些系统通常由四套组件“列”组成。这通常意味着安全系统中的四个组件最多可以出现两个故障，而系统仍将在需要时执行。
• 由于它们只有一个主要供应商（GE/日立），当前的沸水堆机组具有可预测的、统一的设计，虽然没有完全标准化，但总体上彼此非常相似。ABWR/ESBWR 设计是完全标准化的。标准化不足仍然是压水堆的一个问题，因为至少在美国，当前的压水堆机组中有三个设计系列（燃烧工程、西屋和巴布科克和威尔科克斯），在这些系列中，设计存在相当大的差异。
  • 正在引入更多压水堆系列。例如，三菱的 APWR、阿海珐的 US-EPR 和西屋的 AP1000/AP600 将为已经多元化的人群增加多样性和复杂性，并可能导致寻求稳定性和可预测性的客户寻求其他设计，例如沸水堆。
• 如果进口国没有核潜艇（压水堆由于其在核动力船舶上使用的紧凑、高功率设计而受到核海军国家的青睐；由于海军反应堆通常不出口，因此它们导致进口国在压水堆设计、建造和运行方面培养了国家技能），或没有特殊的国家愿望（特殊的国家愿望导致对 CANDU 反应堆类型的明显偏好，这是由于该类型的特殊特点），那么沸水堆在进口中所占比例过高。这可能是由于沸水堆非常适合和平用途，例如发电、工艺/工业/区域供热和海水淡化，因为它们成本低、简单，并且注重安全，而这些优势是以尺寸更大、热效率略低为代价的。
  • 瑞典主要以沸水堆为标准。
  • 墨西哥仅有的两台反应堆是沸水堆。
  • 日本试验了压水堆和沸水堆，但最近的大多数建造都是沸水堆，特别是 ABWR。
  • 在 20 世纪 60 年代初，英国电力委员会 (CEGB) 对英国第二代动力反应堆的标准设计进行了公开竞争，压水堆甚至没有进入决赛，决赛是在沸水堆（因其设计易于理解，以及具有可预测性和“无聊”性而受到青睐）和 AGCR 之间进行的，AGCR 是一种独特的英国设计；本土设计获胜，可能是由于技术优势，也可能是由于大选临近。

劣势

• 由于堆芯上部“两相（水和蒸汽）流体流动”，在运行期间管理核燃料消耗的复杂计算。这需要在反应堆堆芯中增加仪表。然而，计算机的创新使得这个问题不那么严重了。
• 与功率相似的压水堆相比，压力容器要大得多，成本相应更高。（然而，由于现代沸水堆没有主蒸汽发生器和相关管道，因此总体成本降低了。）
• 汽轮机被短寿命活化产物污染。这意味着在正常运行期间，由于来自直接从反应堆堆芯进入的蒸汽产生的辐射水平，需要对汽轮机周围进行屏蔽和进入控制。这是一个中等程度的轻微问题，因为大部分辐射通量是由氮-16引起的，氮-16的半衰期以秒计，允许在停机几分钟后进入汽轮机室。
• 尽管目前的沸水堆被认为比目前的压水堆不太可能发生“10万堆芯年”限制性故障导致的堆芯损坏（由于 ECCS 的鲁棒性和冗余性增加），但人们对现有的未经改造的 Mark I 安全壳的压力包含能力提出了担忧——这种能力可能不足以包含由限制性故障与 ECCS 完全失效相结合产生的压力，导致极其严重的堆芯损坏。在这种双重故障情况下，在福岛第一核事故之前，这种故障被认为极不可能发生，未经改造的 Mark I 安全壳可能会导致一定程度的放射性物质释放。这应该通过对 Mark I 安全壳进行改造来缓解；即，增加一个排气堆系统，如果安全壳压力超过临界设定点，该系统应该允许在气体通过旨在捕获放射性核素的活性炭过滤器后，按顺序排放增压气体。^[7]
• 沸水堆在停机后需要持续数小时至数天进行主动冷却，具体取决于其功率历史。沸水堆控制棒的完全插入可以安全地关闭主要核反应。然而，燃料中裂变产物的放射性衰变将继续以逐渐减小的速率积极地产生衰变热，需要在初始阶段泵入冷却水以防止燃料过热。如果在这个停机后的阶段，主动冷却失效，反应堆仍然可能过热到足以使燃料包壳中的锆与水和蒸汽发生反应，产生氢气。在这种情况下，存在氢气爆炸的高风险，威胁到反应堆和/或相关安全系统的结构损坏，以及/或储存反应堆建筑物中高度放射性乏燃料棒（每年大约补充 15 吨燃料以维持沸水堆的正常运行）的暴露，如福岛第一核事故中发生的那样。
• 对于目前的沸水堆设计，控制棒从下方插入。有两个可用的液压动力源可以在紧急情况下驱动控制棒进入沸水堆堆芯。有一个专用的高压液压蓄能器，以及反应堆压力容器内部的压力，可用于每个控制棒。专用蓄能器（每个棒一个）或反应堆压力都可以完全插入每个棒。大多数其他反应堆类型使用顶部进入控制棒，这些控制棒由电磁铁固定在收回位置，如果电源丢失，它们就会由于重力而落入反应堆。

技术和背景信息

启动（“达到临界”）

反应堆启动（临界）是通过从堆芯中抽出控制棒来实现的，以提高堆芯反应性，达到能够明显证明核链式反应自维持的水平。这就是所谓的“达到临界”。控制棒的抽出要缓慢进行，以便在反应堆接近临界时仔细监控堆芯状况。当观察到反应堆略微超临界，即反应堆功率自行增加时，宣布反应堆达到临界。

控制棒的移动是使用控制棒驱动控制系统进行的。新型沸水堆，如 ABWR 和 ESBWR，以及所有德国和瑞典的沸水堆都使用精细运动控制棒驱动系统，该系统允许多根控制棒以非常平滑的动作进行控制。这使得反应堆操作员可以均匀地增加堆芯的反应性，直到反应堆达到临界。老式的沸水堆设计使用手动控制系统，该系统通常仅限于一次控制一根或四根控制棒，并且只能通过一系列有固定间隔的刻度位置来控制。由于手动控制系统的局限性，在启动过程中，堆芯可能会处于一种状态，在这种状态下，一根控制棒可能会导致大的不均匀反应性变化，这可能会对燃料的热设计裕度构成挑战。因此，通用电气在 1970 年代开发了一套称为 BPWS（分组位置抽出顺序）的规则，有助于最大程度地减少任何一根控制棒的价值，并在发生控制棒掉落事故时防止燃料损坏。通过遵循符合 BPWS 的启动顺序，手动控制系统可以用于将整个堆芯均匀而安全地提高到临界状态。

热裕度

在运行沸水堆时，会跟踪几个计算/测量的量

• 最大分数限制临界功率比，或 MFLCPR；
• 分数限制线性热产生率，或 FLLHGR；
• 平均平面线性热产生率，或 APLHGR；
• 预处理临时运行管理建议，或 PCIOMR；

MFLCPR、FLLHGR 和 APLHGR 在正常运行期间必须保持在 1.0 以下；为确保这些许可限值有一定的误差裕度和安全裕度，已制定了管理控制措施。典型的计算机模拟将反应堆堆芯划分为 24-25 个轴向平面；跟踪反应堆堆芯中每个“节点”的相关量（裕度、燃耗、功率、空隙历史）（764 个燃料组件 x 25 个节点/组件 = 19100 个节点计算/量）。

最大分数限制临界功率比（MFLCPR）

具体来说，MFLCPR 代表了领先的燃料组件距离“干涸”（或对于压水堆而言是“离开核沸腾”）的程度。过渡沸腾是核沸腾趋向于膜沸腾的不稳定瞬态区域。水滴在热煎锅上跳舞就是膜沸腾的一个例子。在膜沸腾期间，一层绝缘蒸汽体将加热表面与冷却液隔开；这会导致加热表面的温度急剧升高，以再次达到与冷却液的平衡热传递。换句话说，蒸汽半绝缘了加热表面，表面温度升高以使热量传到冷却液（通过对流和辐射热传递）。

MFLCPR 使用由沸水堆燃料供应商（通用电气、西屋电气、阿海珐核能）制定的经验相关性进行监测。供应商拥有测试台，在测试台上，他们用电阻加热模拟核热，并通过实验确定冷却剂流量、燃料组件功率和反应堆压力在特定燃料设计中将处于或超出过渡沸腾区域的条件。本质上，供应商制作了燃料组件的模型，但用电阻加热器对其供电。这些模拟燃料组件被放置在测试台上，在特定功率、流量、压力下进行数据采集。显而易见的是，核燃料可能会被膜沸腾损坏；这会导致燃料包壳过热并失效。将实验数据保守地应用于沸水堆燃料，以确保在正常运行或瞬态运行期间不会发生过渡到膜沸腾。沸水堆堆芯的典型 SLMCPR/MCPRSL（安全极限 MCPR）许可限值由一个计算证明，该计算证明，在可能发生的任何最糟糕的厂级瞬态/快速停堆事件中，沸水堆堆芯中 99.4% 的燃料棒不会进入过渡到膜沸腾。由于沸水堆是沸水，而蒸汽的传热效率不如液态水，因此 MFLCPR 通常发生在燃料组件的顶部，那里蒸汽体积最大。

分数限制线性热产生率（FLLHGR）

FLLHGR（FDLRX，MFLPD）是反应堆堆芯中燃料棒功率的限制。对于新燃料，此限制通常约为 13 kW/ft（43 kW/m）的燃料棒。此限制确保燃料棒中燃料芯块的中心温度在最糟糕的可能发生的电站瞬变/紧急停堆情况下不会超过燃料材料（铀/钆氧化物）的熔点。为了说明 LHGR 在瞬变中的响应，想象一下快速关闭向涡轮机供汽的阀门，此时涡轮机处于满负荷运行状态。这会导致蒸汽流立即停止，并且 BWR 压力立即上升。压力的升高有效地使反应堆冷却剂瞬时过冷；空隙（蒸汽）坍塌成固体水。当反应堆中的空隙坍塌时，裂变反应得到促进（更多的热中子）；功率急剧增加（120%），直到通过自动插入控制棒而终止。因此，当反应堆从涡轮机迅速隔离时，容器内的压力迅速上升，导致水蒸气坍塌，从而导致功率骤增，并最终由反应堆保护系统终止。如果燃料棒在瞬变之前以 13.0 kW/ft 的功率运行，则空隙坍塌会导致其功率上升。FLLHGR 限制的存在是为了确保如果最高功率燃料棒在加压瞬变后迅速升高功率，它不会熔化。遵守 LHGR 限制可以防止燃料在加压瞬变中熔化。

平均平面线性热生成率 (APLHGR)

APLHGR 是线性热生成率 (LHGR) 的平均值，它是燃料组件中衰变热量的度量，是与在 LBLOCA（大断口失水事故 - 反应堆内发生大规模管道破裂，导致冷却剂压力灾难性损失，被认为是概率风险评估和核安全中最具威胁的“设计基准事故”）期间发生燃料失效的潜在可能性相关的安全裕度，预计会导致堆芯的暂时暴露；此堆芯干涸事件被称为堆芯“裸露”，因为堆芯在 BWR 的情况下失去了其冷却剂的热移除覆盖层，即轻水。如果堆芯裸露时间过长，会导致燃料失效；出于设计目的，假设当裸露燃料的温度达到临界温度（1100 °C，2200 °F）时会发生燃料失效。BWR 设计包含故障安全保护系统，可以在裸露燃料达到此温度之前迅速冷却并使其安全；这些故障安全系统被称为紧急堆芯冷却系统。ECCS 设计为迅速淹没反应堆压力容器，向堆芯本身喷水，并在该事件中充分冷却反应堆燃料。但是，与任何系统一样，ECCS 也有其限制，在本例中，其冷却能力有限，并且有可能设计出产生如此多衰变热的燃料，以至于 ECCS 会不堪重负，无法成功将其冷却下来。

为了防止这种情况发生，要求燃料组件在任何时间存储的衰变热量不会超过 ECCS。因此，由 GE 工程师开发了称为 LHGR 的衰变热生成度量，并由此得出了 APLHGR。监测 APLHGR 以确保反应堆的平均功率水平不会超过主要安全壳系统的能力。当重新装料的堆芯获得运行许可证时，燃料供应商/许可证持有人会使用计算机模型模拟事件。他们的方法是在反应堆处于最脆弱状态时模拟最坏情况事件。

APLHGR 在行业中通常被称为“Apple Hugger”。

预处理临时运行管理建议 (PCIOMR)

PCIOMR 代表了燃料制造中必要的定量裕度，以防止在 BWR 启动期间发生包壳相互作用 - 燃料棒内的核燃料芯块在反应堆启动期间比燃料棒包壳膨胀更多。

BWR 列表

实验性 BWR 和其他 BWR

实验性 BWR 和其他非商业 BWR 包括

• BORAX 实验
• SL-1（在 1961 年事故中被毁）

下一代设计

• 先进沸水堆 (ABWR)
• 经济简化沸水堆 (ESBWR)

外部链接

• 沸水反应堆，美国核管理委员会
• BWR 系统概述。 显示 Mark I/II/III 安全壳并显示 BWR6 组件。
• 先进沸水反应堆总体描述（目录，带有指向文本的活动链接）。
• Choppin, Gregory R.；Liljenzin, Jan-Olov；Rydberg, Jan (2002). "第 20 章：核动力反应堆" (PDF). 放射化学与核化学. Butterworth-Heinemann. ISBN 978-0-7506-7463-8. {{cite book}}: 未知参数 |chapterurl= 被忽略 (|chapter-url= 建议) (帮助) 描述了各种反应堆类型。
• GE BWR/4 技术规格：安全规则，安全规则依据.
• GE BWR/6 技术规格：安全规则，安全规则依据.
• 核游客网站