沸騰水型原子炉

沸騰水型原子炉（BWR ）は、発電用に使用される軽水 型原子炉の一種です。同じく軽水型原子炉の一種である加圧水型原子炉（PWR）に次いで、2番目に一般的な発電用原子炉です。

BWR と PWR の主な違いは、BWR では原子炉の炉心が水を加熱し、それが蒸気になって蒸気タービンを駆動する点です。PWR では原子炉の炉心が水を加熱しますが、水は沸騰しません。この高温の水は低圧システムと熱交換し、水が蒸気になってタービンを駆動します。

BWR は、1950 年代半ばにアルゴンヌ国立研究所とゼネラル・エレクトリック(GE) によって開発されました。現在、主な製造業者は、このタイプの原子炉の設計と建設を専門とするGE 日立ニュークリア・エナジーです。

沸騰水型原子炉は、冷却材および中性子減速材として脱塩水を使用する。原子炉心での核分裂によって熱が発生し、冷却水が沸騰して蒸気が発生する。蒸気はタービンの駆動に直接使用され、その後、凝縮器で冷却されて液体の水に戻る。この水はその後、原子炉心に戻され、ループが完了する。冷却水は約 75気圧(7.6 MPa、1000～1100 psi ) に維持されるため、炉心内で約 285 °C (550 °F) で沸騰する。比較すると、加圧水型原子炉(PWR) では、一次ループで約 158 気圧 (16 MPa、2300 psi) の高圧が維持されるため、大幅な沸騰は許容されない。原子炉の炉心損傷頻度は10 ⁻⁴～ 10 ⁻⁷（すなわち、10,000～10,000,000原子炉年に1件の炉心損傷事故）と推定された。 ^[1]

タービンから出た蒸気は、低圧タービンの下にある凝縮器に流れ込み、そこで蒸気は冷却されて液体状態 (凝縮水) に戻ります。凝縮水はその後、給水加熱器に送られ、タービンの各段階からの抽出蒸気を使用して温度が上昇します。給水加熱器からの給水は、原子炉圧力容器(RPV) の高い位置にあるノズルから入ります。このノズルは、原子炉燃料集合体 (これらの原子炉燃料集合体は「炉心」を構成します)の上部よりかなり上ですが、水位より下にあります。

給水はダウンカマーまたはアニュラス領域に入り、水分分離器から排出される水と混ざります。給水は、水分分離器からの飽和水を過冷却します。この水は、高いシュラウドによって炉心から分離されているダウンカマーまたはアニュラス領域を流れ落ちます。次に、水はジェット ポンプまたは内部再循環ポンプのいずれかを通過し、追加のポンプ力 (水頭) が提供されます。ここで、水は 180 度方向転換し、下部炉心プレートを通って原子炉心まで上昇し、そこで燃料要素が水を加熱します。上部ガイドの燃料チャネルから排出される水は、約 15% の蒸気品質で飽和しています。一般的な炉心流量は、6,500,000 kg/h (14,500,000 lb/h) の蒸気流量で 45,000,000 kg/h (100,000,000 lb/h) です。ただし、炉心平均ボイド率は大幅に高くなります (約 40%)。このような値は、各プラントの公開されている技術仕様、最終安全分析レポート、または炉心運転制限レポートに記載されています。

炉心からの熱によって熱ヘッドが生成され、RPV 内の水を再循環させる再循環ポンプの補助となります。BWR は再循環ポンプなしで設計でき、RPV 内の水の再循環を完全に熱ヘッドに頼ることができます。ただし、再循環ポンプからの強制再循環ヘッドは電力制御に非常に役立ち、他の方法では不可能な高い電力レベルを達成できます。熱出力レベルは、再循環ポンプを通る強制再循環流量を増減するだけで簡単に変更できます。

コア上部の 2 相流体 (水と蒸気) は、シュラウド内部の上部領域であるライザー領域に入ります。この領域の高さを高くすると、熱自然循環ポンプのヘッドを高くすることができます。ライザー領域の上部には水分分離器があります。サイクロン分離器で 2 相流を旋回させることで、蒸気が分離され、蒸気乾燥機に向かって上昇しますが、水は残ってダウンカマーまたは環状領域に水平に流れ出ます。ダウンカマーまたは環状領域では、水は給水の流れと結合し、サイクルが繰り返されます。

セパレーターの上に上昇した飽和蒸気は、シェブロン ドライヤー構造によって乾燥されます。「湿った」蒸気は曲がりくねった経路を通過し、水滴が減速されてダウンカマーまたは環状領域に導かれます。その後、「乾いた」蒸気は 4 つの主蒸気ラインを通って RPV から出て、タービンに向かいます。

原子炉の出力は、制御棒（制御ブレード）の挿入または引き抜きと、原子炉心を通る水の流れを変えることの2つの方法で制御されます。

制御棒の配置（引き抜きまたは挿入）は、BWR 起動時の出力を制御する通常の方法です。制御棒を引き抜くと、制御材の中性子吸収が減少して燃料の中性子吸収が増加するため、原子炉出力が増加します。制御棒を挿入すると、制御材の中性子吸収が増加して燃料の中性子吸収が減少するため、原子炉出力が減少します。PWR とは異なり、BWR では制御棒（炭化ホウ素板）が下から挿入され、より均一な出力分布が実現されます。上部では、蒸気形成により水の密度が低くなり、中性子減速の効率が低下し、核分裂確率が低くなります。通常の操作では、制御棒は原子炉内の均一な出力分布を維持し、燃料の消費を補うためにのみ使用され、出力は水の流れによって制御されます（以下を参照）。^[2]初期のBWRや提案されたESBWR（ゼネラル・エレクトリック・日立社製の経済簡易型BWR）設計では、原子炉再循環システムがないため、制御棒の位置合わせによる自然循環のみを使用して出力をゼロから100％まで制御します。

炉心を通る水の流れを変える (増加または減少させる) ことは、原子炉出力を約 30% から 100% まで制御するための通常かつ便利な方法です。いわゆる「100% ロッド ライン」で動作する場合、再循環ポンプの速度を変えるか、流量制御バルブを調整して原子炉再循環システムの流れを変えることで、定格出力の約 30% から 100% まで出力を変えることができます。炉心を通る水の流れが増加すると、蒸気の泡 (「ボイド」) が炉心からより速く除去され、炉心内の液体水の量が増加し、中性子の減速が促進され、より多くの中性子が減速されて燃料に吸収され、原子炉出力が増加します。炉心を通る水の流れが減少すると、蒸気のボイドが炉心に長く留まり、炉心内の液体水の量が減少し、中性子の減速が減少し、燃料に吸収されるほど減速される中性子が少なくなり、原子炉出力が減少します。^[3]したがってBWRは負のボイド係数を持つ。

BWR の原子炉圧力は、主タービンまたは主蒸気バイパス弁によって制御されます。タービンの蒸気需要がオペレータによって手動で設定される PWR とは異なり、BWR では、タービン弁が原子炉圧力を設定値に維持するように調整されます。この制御モードでは、タービン出力は原子炉出力の変化に自動的に追従します。タービンがオフラインまたはトリップすると、主蒸気バイパス/ダンプ弁が開き、蒸気が直接コンデンサーに送られます。これらのバイパス弁は、蒸気供給が進行中に原子炉圧力を維持し、原子炉の加熱および冷却速度を制御するために、必要に応じて自動または手動で調整されます。

原子炉の水位は、主給水システムによって制御されます。約 0.5% の電力から 100% の電力まで、給水によって原子炉内の水位が自動的に制御されます。低電力状態では、給水コントローラは原子炉の水位を監視する単純な PID 制御として機能します。高電力状態では、コントローラは「3 要素」制御モードに切り替わり、コントローラは原子炉内の現在の水位、流入する水の量、原子炉から出る蒸気の量を監視します。給水制御システムは、水注入量と蒸気流量を使用して、水位の偏差を迅速に予測し、設定値から数インチ以内に水位を維持するように対応できます。運転中に 2 つの給水ポンプの 1 つが故障した場合、給水システムは再循環システムに命令して炉心流量を急速に減らし、数秒で原子炉の電力を 100% から 50% に効果的に減らします。この電力レベルでは、1 つの給水ポンプで炉心水位を維持できます。給水がすべて失われた場合、原子炉は停止し、緊急炉心冷却システムを使用して原子炉の水位を回復します。

原子炉の炉心で生成された蒸気は、炉心の上にある蒸気分離器と乾燥板を通過し、原子炉回路の一部であるタービンに直接送られます。原子炉の炉心の周りの水は、水からの中性子捕獲により常に放射性核種の痕跡量で汚染されているため、通常運転中はタービンを遮蔽し、保守中には放射線防護を施す必要があります。BWR の運転と保守に関連するコストの増加は、PWR と比較した場合の BWR の設計の単純化と熱効率の向上による節約と釣り合う傾向があります。水中の放射能のほとんどは非常に短寿命であるため (ほとんどが N-16、半減期は 7 秒)、原子炉の停止後すぐにタービンホールに入ることができます。

BWR 蒸気タービンは、飽和蒸気を処理するように設計された高圧タービンと、複数の低圧タービンを採用しています。高圧タービンは、原子炉から直接蒸気を受け取ります。高圧タービンの排気は、蒸気再加熱器を通過し、低圧タービンが使用できるように、蒸気を 400 度 F (204.4 度 ℃) 以上に過熱します。低圧タービンの排気は、メイン コンデンサーに送られます。蒸気再加熱器は、タービンの蒸気の一部を取り出し、高圧タービンの排気から出る蒸気を再加熱するための熱源として使用します。再加熱器はタービンから蒸気を取り去りますが、最終的な結果として、再加熱器はプラントの熱力学的効率を向上させます。

現代の BWR 燃料集合体は 74 ～ 100 本の燃料棒で構成され、原子炉炉心には最大約 800 本の集合体があり、最大約 140 ショートトンの低濃縮ウランを収容しています。特定の原子炉内の燃料集合体の数は、必要な原子炉出力、原子炉炉心のサイズ、原子炉出力密度を考慮して決定されます。

現代の原子炉には、建設と試運転全体にわたって統合される設計哲学である多重防御哲学に基づいて設計された多くの安全システムが備わっています。

BWR は加圧水型原子炉(PWR) と似ており、核分裂反応が停止した後も原子炉は熱を発生し続け、炉心損傷事故が発生する可能性があります。この熱は、中性子吸収によって活性化された核分裂生成物と物質の放射性崩壊によって発生します。BWR には、緊急停止後に炉心を冷却するための複数の安全システムが含まれています。

原子炉燃料棒は、原子炉圧力容器から使用済み燃料プールに移されて、時々交換されます。通常の燃料サイクルは 18 ～ 24 か月続き、燃料交換停止中に燃料集合体の約 3 分の 1 が交換されます。残りの燃料集合体は、次の燃料サイクルで効率と出力を最大化するために、新しい炉心位置に移動されます。

使用済み燃料貯蔵プールは放射能的にも熱的にも高温であるため、これはクレーンを使って水中で行われる。このため、通常の設備では使用済み燃料貯蔵プールは原子炉より上方にある。プールは高さの数倍の水で遮蔽され、臨界を避けるために形状が制御された堅固な配列で保管される。福島第一原子力発電所の事故では、1つまたは複数の使用済み燃料プールから水が失われ（使用済み燃料によって加熱されたため）、地震によって形状が変わった可能性があるため、これが問題となった。燃料棒の被覆がジルコニウム合金であるという事実も問題であった。この元素は1,500 K（1,230 °C）を超える温度で蒸気と反応して水素を生成し、^{[4] [5]} 空気中の酸素と引火する可能性があるからである。通常、燃料棒は原子炉と使用済み燃料プール内で十分に低温に保たれているため、これは問題にはならず、被覆は燃料棒の寿命中はそのままの状態で残る。

BWR コンセプトは PWR コンセプトより少し遅れて開発されました。BWR の開発は 1950 年代初頭に始まり、ゼネラル・エレクトリック(GE) といくつかの米国国立研究所の共同作業でした。

米国における原子力研究は、三軍が主導した。海軍は、潜水艦を常時潜水艇に改造し、燃料補給なしで世界中を航行できる船にする可能性を見いだし、原子力計画の指揮に技術担当のハイマン・リックオーバー大佐を派遣した。 リックオーバーは海軍にPWRの道を選ぶことを決定した。原子力分野の初期の研究者たちは、原子炉内で直接蒸気を発生させると不安定になるのではないかと懸念していたが、加圧水を使用すれば熱伝達の手段として確実に機能することを知っていたからである。この懸念から、米国初の原子力研究はPWRに向けられた。PWRは海軍艦艇（特に潜水艦）に非常に適している。なぜなら、スペースが貴重であり、PWRはそのような艦艇に収まるほどコンパクトで高出力にできるからである。

しかし、他の研究者は、原子炉の炉心で沸騰した水によって引き起こされる想定上の不安定性が本当に不安定性を引き起こすのかどうかを調べたいと考えていました。原子炉の開発初期に、少数のエンジニアが誤って実験用原子炉の原子炉出力レベルを上げ、水がすぐに沸騰してしまいました。これにより原子炉は停止しましたが、これは緊急事態において自己減速特性が有用であることを示していました。特に、アルゴンヌ国立研究所の研究者であるサミュエル・ウンターマイヤー2世は、沸騰水型原子炉がエネルギー生産に使用できるかどうかを調べるための一連の実験、BORAX実験を提案し、監督しました。彼は、原子炉を非常に厳しいテストにかけた後、それがBWRの安全原理を証明していることを発見しました。^[6]

この一連のテストの後、GEはアルゴンヌ国立研究所^[7]と協力し、この技術を市場に投入しました。1950年代後半から1960年代前半/中期にかけて、より大規模なテストが実施されました。このテストでは、直接生成された（一次）原子力ボイラーシステムの蒸気をタービンに供給するために部分的にのみ使用し、タービンの別の部分を駆動するための二次蒸気を生成するための熱交換器を組み込んでいました。文献ではなぜこのようなことが行われていたのかは示されていませんが、BWRの生産モデルではこの方法が排除されました。

第一世代の生産型沸騰水型原子炉では、BWR のユニークで際立った特徴が徐々に発展していきました。その特徴とは、トーラス (蒸気の急冷を必要とする過渡現象の際に蒸気を急冷するために使用) とドライウェル、熱交換器の廃止、蒸気乾燥器、原子炉建屋の特徴的な全体レイアウト、原子炉制御システムと安全システムの標準化です。最初のゼネラル・エレクトリック ( GE ) の一連の生産型 BWR は、それぞれ BWR/1 から BWR/6 と呼ばれる 6 つの反復設計段階を経て進化しました (BWR/4、BWR/5、および BWR/6 は、現在使用されている最も一般的なタイプです)。世界中で使用されている BWR の大部分は、これらの設計段階のいずれかに属しています。

• 第 1 世代 BWR: Mark I格納容器を備えた BWR/1 。
• 第 2 世代 BWR: Mark I 格納容器を備えた BWR/2、BWR/3、および一部の BWR/4。Mark-II 格納容器を備えたその他の BWR/4 および BWR/5。
• 第 3 世代 BWR: Mark-III 格納容器を備えた BWR/6。

格納容器のバリエーションは、一次格納容器、ドライウェル、ウェットウェルにコンクリートまたは鋼鉄を様々な組み合わせで使用して構築されました。^[8]

GE の設計以外にも、ABB (Asea-Atom)、MITSU、東芝、KWU (Kraftwerk Union) による設計もありました。沸騰水型原子炉の一覧を参照してください。

BWR の新しい設計は、改良型沸騰水型原子炉(ABWR) として知られています。ABWR は 1980 年代後半から 1990 年代前半にかけて開発され、現在までさらに改良が続けられています。ABWR は、コンピューター制御、プラント自動化、制御棒の取り外し、移動、挿入、炉心内ポンプ、原子力安全などの先進技術を設計に取り入れ、最初の一連の生産型 BWR よりも優れた性能を実現し、高出力 (原子炉あたり 1350 MWe) と大幅に低減された炉心損傷の可能性を実現しています。最も重要なのは、ABWR が完全に標準化された設計であり、連続生産が可能だったことです。^[9]

ABWR は、1990 年代初頭に米国原子力規制委員会によって標準設計として生産が承認されました。その後、多数の ABWR が日本で製造されました。日本での ABWR の成功によって促進された 1 つの展開は、ゼネラルエレクトリック社の原子力部門が日立製作所の原子力部門と合併してGE 日立ニュークリア・エナジーが設立されたことです。GE 日立ニュークリア・エナジーは現在、BWR 設計の世界的な大手開発会社となっています。

ABWR の開発と並行して、ゼネラル・エレクトリック社は、簡易沸騰水型原子炉(SBWR) と呼ばれる別のコンセプトも開発しました。この 600メガワットの小型電気炉は、軽水炉としては初めて^{[要出典]、}「受動的安全性」設計原理を取り入れたことで有名です。受動的安全性の概念とは、原子炉を安全範囲内に保つために緊急注入ポンプなどの能動的システムの介入を必要とするのではなく、安全上の不測の事態が発生した場合に、自然の力だけで安全な状態に戻るように原子炉が設計されていることを意味します。

例えば、原子炉が高温になりすぎると、溶解性中性子吸収剤（通常はホウ素化物質の溶液、またはホウ砂の溶液）または中性子を吸収することで連鎖反応を大幅に妨げる物質を原子炉の炉心に放出するシステムが作動する。溶解性中性子吸収剤を含むタンクは原子炉の上に設置され、システムが作動すると、吸収溶液は重力によって炉心に流れ込み、反応をほぼ完全に停止させる。もう 1 つの例は、隔離凝縮器システムで、高温の水/蒸気が上昇する原理を利用して、原子炉上部の非常に深い水槽にある大型熱交換器に高温の冷却剤を運び、残留熱を除去する。さらにもう 1 つの例は、炉心内の再循環ポンプが省略されていることである。これらのポンプは、他の BWR 設計で冷却水の流れを維持するために使用されていたが、高価で、修理のために手が届きにくく、時々故障することがあった。信頼性を向上させるため、ABWR には 10 台以上の再循環ポンプが組み込まれ、たとえポンプがいくつか故障しても、十分な数のポンプが使用可能な状態のままなので、予定外の停止は必要なく、次回の燃料交換停止時にポンプを修理することができます。代わりに、簡易沸騰水型原子炉の設計者は、熱解析を使用して、自然循環 (冷水は下降し、温水は上昇する) によって水が炉心の中心に運ばれ、そこで沸騰するように炉心を設計しました。

SBWR の受動的安全機能の最終的な結果は、重大な安全上の不測の事態が発生した場合でも、安全上の不測の事態発生後少なくとも 48 時間は人間の介入を必要としない原子炉となる。したがって、原子炉の完全に外側にあり、冷却システムから隔離され、蒸発によって原子炉の廃熱を除去するように設計された冷却水タンクの定期的な補充のみが必要となる。簡易沸騰水型原子炉は^{[いつ? ]}米国原子力規制委員会に提出されたが、 ^{[いつ? ]}承認前に取り下げられた。それでも、このコンセプトはゼネラル・エレクトリックの設計者にとって興味深いものであり、将来の開発の基礎となった。^[要出典]

1990年代後半から、GEのエンジニアは、先進的な沸騰水型原子炉設計の特徴と、簡素化された沸騰水型原子炉設計の独特の安全機能を組み合わせ、その結果得られた設計を1,600MWe  （ 4,500MWth）のより大きなサイズにスケールアップすることを提案しました。この経済的簡素化沸騰水型原子炉（ESBWR）設計は、2005年4月に米国原子力規制委員会に承認のために提出され、2014年9月にNRCから設計認証が付与されました。^[10]

伝えられるところによると、この設計は炉心損傷確率が原子炉1年あたりわずか3×10 ^{−8件であると宣伝されている。 [要出典]}つまり、100年の寿命中に炉心損傷事象が1件も発生しないと予想されるには、300万台のESBWRが稼働している必要がある。BWRの初期設計であるBWR/4では、炉心損傷確率が原子炉1年あたり1×10 ^{−5件にも達した。 [11]} ESBWRのこの並外れて低いCDPは、市場に出回っている他の大型LWRをはるかに上回っている。

• 原子炉容器と関連部品は、PWR の約 155 バール (2,250 psi) と比較して、約 70 ～ 75 バール (1,020 ～ 1,090 psi) という大幅に低い圧力で動作します。
• 圧力容器はPWRに比べて放射線の照射量が大幅に少ないため、経年変化による脆化が起こりません。
• PWR の顕熱とは対照的に、主に蒸発潜熱による熱伝達により、より低い核燃料温度で動作します。
• 蒸気発生器と加圧容器、および関連する一次回路ポンプがないため、大型の金属部品や全体的な部品が少なくなっています。(旧式の BWR には外部再循環ループがありますが、ABWRなどの最新の BWR ではこの配管さえも排除されています。) これにより、BWR の操作も簡単になります。
• PWR と比較して、破裂による冷却材の損失のリスク (確率) が低く、破裂が発生した場合でも炉心損傷のリスクが低くなります。これは、パイプの数が少なく、大口径パイプが少なく、溶接部が少なく、蒸気発生器の管がないためです。
• NRC の限界故障ポテンシャル評価によると、そのような故障が発生した場合、緊急炉心冷却システム (ECCS)の堅牢性と冗長性により、平均的な BWR の方が平均的な PWR よりも炉心損傷を受ける可能性が低いことが示されています。
• 圧力容器内の水位の測定は通常時と緊急時のどちらでも同じなので、緊急時の状況を簡単かつ直感的に評価できます。
• 強制的な流れのない自然循環を使用して、より低いコア電力密度レベルで動作できます。
• BWR は、再循環ポンプが不要になるように、自然循環のみで動作するように設計される場合があります。(新しい ESBWR 設計では自然循環が使用されています。)
• BWRは、トリチウムの生成（タービンの汚染）を避けるために核分裂燃焼を制御するためにホウ酸を使用しません。 ^[2]その結果、原子炉容器と配管内の腐食の可能性が低くなります。（PWRではホウ酸による腐食を注意深く監視する必要があります。原子炉容器の頭部が適切に保守されていない場合、原子炉容器の頭部の腐食が発生する可能性があることが実証されています。Davis-Besseを参照してください。BWRはホウ酸を使用しないため、これらの偶発性は排除されます。）
• 中性子吸収剤（PWRではホウ酸）の添加ではなく減速材密度（水中の蒸気泡）の低減による出力制御は、高速中性子によるウラン238の増殖につながり、核分裂性プルトニウム239を生成します。^[2]
  • この効果は減速度を低減した沸騰水型原子炉で増幅され、燃料利用率が向上し、ナトリウム増殖炉に特徴的な長寿命放射性廃棄物が削減された軽水炉が実現します。
• BWR は一般に、主要な安全関連システムにN -2 冗長性を備えており、通常は 4 つのコンポーネントの「トレイン」で構成されています。これは通常、安全システムの 4 つのコンポーネントのうち最大 2 つが故障しても、要求があればシステムが引き続き機能することを意味します。
• 現在の BWR 群は、単一の主要ベンダー (GE/日立) により、完全に標準化されていないものの、一般的に非常によく似た予測可能な統一設計となっています。ABWR/ESBWR の設計は完全に標準化されています。標準化の欠如は PWR の問題として残ります。少なくとも米国では、現在の PWR 群には 3 つの設計ファミリー (Combustion Engineering、Westinghouse、Babcock & Wilcox) があり、これらのファミリー内にはかなり異なる設計があります。それでも、フランスのように、一部の国では PWR で高いレベルの標準化を達成できる可能性があります。
  • 新たなPWRファミリーが導入されつつあります。例えば、三菱のAPWR、ArevaのUS- EPR、ウェスティングハウスのAP1000 / AP600は、すでに多様な原子炉群にさらに多様性と複雑さを加え、安定性と予測可能性を求める顧客がBWRなどの他の設計を求めるようになる可能性もあります。
• BWR は、輸入国が原子力海軍を持たない場合、輸入において過剰に代表されます (PWR は、原子力艦艇で使用されるコンパクトで高出力の設計のため、原子力海軍国に好まれます。海軍の原子炉は一般に輸出されないため、PWR の設計、建設、および運用に関する国家のスキルが開発されます)。これは、BWR が、低コスト、単純さ、および安全性重視のため、発電、プロセス/産業/地域暖房、および淡水化などの平和利用に最適であるという事実によるものと考えられますが、その代償として、サイズが大きく、熱効率がわずかに低くなります。
  • スウェーデンでは主にBWRが標準化されています。
  • メキシコの2基の原子炉はBWRである。
  • 日本はPWRとBWRの両方を実験したが、最近の建設のほとんどはBWR、具体的にはABWRである。
  • 1960年代初頭、英国の第2世代発電用原子炉の標準設計をめぐるCEGBの公開コンペでは、PWRは最終ラウンドにさえ進めなかった。最終ラウンドは、BWR（設計が分かりやすく、予測可能で「退屈」であるという理由で好まれた）と英国独自の設計であるAGRとの対決となったが、技術的なメリットか、総選挙が近かったためか、英国独自の設計が勝利した。^[要出典] 1980年代、CEGBはPWRであるサイズウェルBを建設した。

• BWR では、炉心上部の「二相（水と蒸気）流体の流れ」により、運転中の核燃料の消費量を管理するためのより複雑な計算が必要になります。これにより、原子炉炉心内にさらに多くの計装装置が必要になります。
• 同様の出力の PWR よりも原子炉圧力容器が大きく、それに応じてコストも高くなります。特に、主蒸気発生器と関連配管をまだ使用している古いモデルではコストが高くなります。
• 短寿命の放射化生成物によるタービンの汚染。これは、原子炉心から直接流入する蒸気から発生する放射線レベルのために、通常運転中に蒸気タービンの周囲を遮蔽し、アクセス制御する必要があることを意味します。これは、放射線束の大部分が窒素 16 (水中の酸素の放射化) によるものであり、その半減期は 7.1 秒であるため、停止後数分以内にタービン室に入ることができるため、比較的軽微な懸念事項です。広範な経験から、BWR のタービン、復水、給水コンポーネントの停止メンテナンスは、基本的に化石燃料プラントと同様に実行できることが実証されています。^{[引用が必要]}
• 現在の BWR は、 ECCS の堅牢性と冗長性が向上しているため、現在の PWR 群よりも「10 万炉年に¹回」の限界故障による炉心損傷を受ける可能性が低いと考えられている [1] が、改造されていない Mark I 格納容器の圧力封じ込め能力について懸念が提起されている。つまり、限界故障と ECCS の完全故障が組み合わさって極めて深刻な炉心損傷を引き起こす圧力を封じ込めるには不十分かもしれないという懸念である。福島第一原発事故以前には極めて起こりそうにないと想定されていたこの二重故障シナリオでは、改造されていない Mark I 格納容器ではある程度の放射性物質の放出が起こる可能性がある。これは Mark I 格納容器の改造によって緩和されるはずである。具体的には、格納容器の圧力が臨界設定値を超えた場合に、放射性核種を捕捉するように設計された活性炭フィルターをガスが通過した後、加圧ガスを規則的に排出できるようにするアウトガス スタック システムの追加である。^[12]

• 現在の BWR 設計では、制御棒は下から挿入されます。緊急時に BWR の制御棒を炉心に押し込むことができる油圧動力源は 2 つあります。専用の高圧油圧アキュムレータと、各制御棒に使用できる原子炉圧力容器内の圧力があります。専用のアキュムレータ (棒 1 本につき 1 つ) または原子炉圧力のいずれかで、各棒を完全に挿入できます。他のほとんどの原子炉タイプでは、電磁石によって引き抜かれた位置に保持される上部挿入型制御棒が使用され、電源が失われた場合は重力によって原子炉内に落ちます。この利点は、油圧の力によって重力よりもはるかに大きな棒挿入力が得られるという事実によって部分的に相殺され、その結果、炉心損傷イベントで制御棒チャネルが損傷したために BWR 制御棒が部分的に挿入された位置で動かなくなる可能性が大幅に低くなります。下部挿入型制御棒では、制御棒と駆動装置を取り外すことなく燃料交換が可能で、燃料交換中に圧力容器を開いた状態で制御棒システムをテストすることもできます。

原子炉の起動 (臨界) は、制御棒を炉心から引き抜いて、原子核連鎖反応が自立的であることが明白なレベルまで炉心の反応性を高めることによって達成されます。これは「臨界」と呼ばれます。制御棒の引き抜きは、原子炉が臨界に近づくにつれて炉心の状態を注意深く監視するため、ゆっくりと行われます。原子炉がわずかに超臨界状態になったことが観察されると、つまり原子炉出力が自然に増加し始めた場合、原子炉は臨界であると宣言されます。

ロッドの動きは、ロッドドライブ制御システムを使用して実行されます。ABWRやESBWRなどの新しいBWRや、ドイツとスウェーデンのすべての BWR では、複数のロッドを非常に滑らかな動きで制御できる微動制御ロッドドライブシステムが使用されています。これにより、原子炉のオペレータは、原子炉が臨界状態になるまで炉心の反応性を均等に高めることができます。古い BWR 設計では手動制御システムが使用されていますが、これは通常、一度に 1 本または 4 本の制御ロッドを制御することに限られており、これらの位置の間には一定の間隔がある一連のノッチ位置を介してのみ制御されます。手動制御システムの制限により、起動中に、1 本の制御ロッドの動きによって炉心が大きな非線形反応性の変化を引き起こす可能性のある状態になり、燃料要素が破損する (溶融、発火、脆弱化など) 可能性があります。その結果、GE は 1977 年に BPWS (Banked Position Withdrawal Sequence) と呼ばれる一連の規則を開発しました。これは、制御棒の落下事故が発生した場合に、単一の制御棒の動きの影響を最小限に抑え、燃料の損傷を防ぐのに役立ちます。BPWS では、制御棒を A1、A2、B1、B2 の 4 つのグループに分けます。次に、A 制御棒または B 制御棒のいずれかが、定義されたシーケンスで完全に引き出され、「チェッカーボード」パターンが作成されます。次に、反対のグループ (B または A) が、定義されたシーケンスで、位置 02、04、08、16、最後に完全に引き出されます (48)。BPWS 準拠の起動シーケンスに従うことで、手動制御システムを使用して、炉心全体を均等かつ安全に臨界まで上げ、燃料を損傷する可能性のある想定されるイベント中に燃料棒が 280 cal/gm を超えるエネルギー放出をしないようにすることができます。^[13]

BWR の運転中は、いくつかの計算/測定量が追跡されます。

• 最大限限界出力比（MFLCPR）
• 限界線熱発生率（FLLHGR）
• 平均平面線形熱発生率、または APLHGR。
• 事前調整暫定運用管理勧告（PCIOMR）

MFLCPR、FLLHGR、および APLHGR は、通常運転中は 1.0 未満に維持する必要があります。これらの認可された制限に対して、ある程度の誤差と安全マージンを確保するための管理制御が実施されています。一般的なコンピュータ シミュレーションでは、原子炉コアを 24～25 の軸平面に分割し、原子炉コアの各「ノード」について、関連する数量 (マージン、燃焼、出力、ボイド履歴) を追跡します (764 個の燃料アセンブリ x 25 個のノード/アセンブリ = 19100 個のノード計算/数量)。

具体的には、MFLCPR は、先頭の燃料バンドルが「ドライアウト」（PWR の場合は「核沸騰からの逸脱」）にどれだけ近いかを表します。遷移沸騰は、核沸騰が膜沸騰に向かう不安定な過渡領域です。熱いフライパンの上で踊る水滴は、膜沸騰の例です。膜沸騰中、断熱蒸気の体積が加熱面を冷却液から分離します。これにより、加熱面の温度が急激に上昇し、冷却液との平衡熱伝達に再び到達します。言い換えると、蒸気は加熱面を半断熱し、表面温度が上昇して熱が冷却液に伝わります（対流と放射熱伝達を通じて）。核燃料は膜沸騰によって損傷を受ける可能性があり、これにより燃料被覆管が過熱して破損します。

MFLCPR は、BWR 燃料のベンダー (GE、Westinghouse、AREVA-NP) によって策定された経験的相関関係を使用して監視されます。ベンダーは、抵抗加熱で核熱をシミュレートするテスト装置を備えており、特定の燃料設計で、冷却材の流れ、燃料アセンブリの出力、および原子炉圧力のどの条件が遷移沸騰領域に入るか、または外れるかを実験的に決定します。基本的に、ベンダーは燃料アセンブリのモデルを作成しますが、抵抗ヒーターで電力を供給します。これらの模擬燃料アセンブリは、特定の出力、流れ、圧力でデータ ポイントが取得されるテスト スタンドに配置されます。実験データは、通常または過渡的な操作中に膜沸騰への遷移が発生しないように、BWR 燃料に慎重に適用されます。BWR コアの一般的な SLMCPR/MCPRSL (安全限界 MCPR) ライセンス制限は、BWR コアの燃料棒の 99.9% が通常操作中または予期される操作上の出来事中に膜沸騰への遷移に入らないことを証明する計算によって実証されます。^[14] BWRは沸騰水であり、蒸気は液体の水ほど熱を伝えないので、MFLCPRは通常、蒸気量が最も多い燃料集合体の上部で発生します。

FLLHGR (FDLRX、MFLPD) は、原子炉コア内の燃料棒出力の制限です。新しい燃料の場合、この制限は通常、燃料棒 1 本あたり約 13 kW/ft (43 kW/m) です。この制限により、最悪のプラント過渡/スクラムが発生すると予想される場合でも、燃料棒内の燃料ペレットの中心線温度が燃料材料(ウラン/ガドリニウム酸化物) の融点を超えないことが保証されます。過渡時の LHGR の応答を説明するために、全出力でタービンに蒸気を入れるバルブが急速に閉じることを想像してください。これにより、蒸気の流れが直ちに停止し、BWR 圧力が直ちに上昇します。この圧力上昇により、原子炉冷却材が瞬時に効果的に過冷却され、空隙 (蒸気) が固体の水に崩壊します。原子炉内の空隙が崩壊すると、核分裂反応が促進され (熱中性子が増加)、制御棒の自動挿入によって停止するまで出力が急激に (120%) 増加します。したがって、原子炉がタービンから急速に切り離されると、容器内の圧力が急激に上昇し、水蒸気が崩壊して出力の暴走を引き起こしますが、これは原子炉保護システムによって停止されます。燃料棒が過渡現象の前に 13.0 kW/ft で動作していた場合、ボイドの崩壊によって出力が上昇します。FLLHGR 制限は、加圧過渡現象の後に出力が急速に上昇した場合に、最も出力の高い燃料棒が溶融しないようにするために設けられています。LHGR 制限を順守すると、加圧過渡現象で燃料が溶融することはありません。

APLHGR は、燃料バンドル内に存在する崩壊熱の尺度である線熱発生率 (LHGR) の平均であり、LBLOCA (大規模破損冷却材喪失事故 - 大規模なパイプ破裂により原子炉内の冷却材圧力が壊滅的に低下する事故。確率的リスク評価および原子力安全とセキュリティにおいて最も脅威となる「設計基準事故」とみなされる) の際に燃料破損が発生する可能性に関連する安全マージンです。この事故では、炉心が一時的に露出することが予想されます。この炉心の乾燥イベントは、炉心が熱を除去する冷却材 (BWR の場合は軽水) の覆いを失うことから、炉心の「露出」と呼ばれます。炉心が露出している時間が長すぎると、燃料破損が発生する可能性があります。設計上、燃料破損は、露出した燃料の温度が臨界温度 (1100 °C、2200 °F) に達したときに発生すると想定されています。 BWR の設計には、露出した燃料がこの温度に達する前に急速に冷却して安全を確保するためのフェイルセーフ保護システムが組み込まれています。これらのフェイルセーフシステムは、緊急炉心冷却システムとして知られています。ECCS は、このような事態が発生した場合に原子炉圧力容器を急速に満たし、炉心自体に水を噴霧して原子炉燃料を十分に冷却するように設計されています。ただし、他のシステムと同様に、この場合、ECCS の冷却能力には限界があり、燃料があまりにも多くの崩壊熱を発生するように設計され、ECCS が圧倒されて正常に冷却できなくなる可能性があります。

これを防ぐためには、燃料集合体に蓄えられた崩壊熱が、いかなる時点でも ECCS を圧倒しないようにする必要があります。そのため、GE のエンジニアは LHGR として知られる崩壊熱発生の測定基準を開発し、この測定基準から APLHGR を導き出しました。APLHGR は、原子炉が一次格納容器システムを破壊してしまうような平均出力レベルで動作しないように監視されます。燃料交換された炉心の運転が認可されると、燃料ベンダー/ライセンシーはコンピューター モデルを使用してイベントをシミュレートします。彼らのアプローチは、原子炉が最も脆弱な状態にあるときに最悪のケースのイベントをシミュレートすることです。

APLHGR は業界では一般的に「Apple Hugger」と発音されます。

PCIOMR は、ペレットと被覆管の相互作用による被覆管の損傷を防ぐための一連の規則と制限です。核燃料ペレットが最初に加熱されると、ペレットに亀裂が生じる可能性があります。ペレットのギザギザのエッジが被覆管の内壁と擦れて相互作用する可能性があります。燃料ペレットの出力が増加すると、セラミック燃料材料が燃料被覆管よりも速く膨張し、燃料ペレットのギザギザのエッジが被覆管に押し込まれ、穿孔を引き起こす可能性があります。これを防ぐために、2 つの是正措置が講じられました。1 つ目は、ペレットと被覆管の相互作用による穿孔に耐性のある薄いバリア層を燃料被覆管の内壁に組み込むことであり、2 つ目は、PCIOMR に基づいて作成された一連の規則です。

PCIOMR 規則では、新しい燃料の初期「調整」が義務付けられています。つまり、各燃料要素の最初の核加熱では、燃料ペレットの割れを防ぎ、燃料の熱膨張率の差を制限するために、局所バンドル出力を非常にゆっくりと増加させる必要があります。PCIOMR 規則では、最大局所出力変化 (kW/ft*hr) も制限され、制御棒が隣接する制御棒の先端より下に引っ張られるのを防ぎ、ペレットと被覆材の相互作用を防ぐために制御棒シーケンスをコア モデリング ソフトウェアで分析する必要があります。PCIOMR 分析では、制御棒の位置の変化や急激な出力変化によって発生する可能性のある局所出力ピークとキセノン過渡現象を調べ、局所出力率が最大定格を超えないようにします。

稼働中および廃止された BWR の一覧については、「BWR の一覧」を参照してください。

実験用およびその他の非商用 BWR には次のものがあります。

• BORAX実験
• EBWR（実験用沸騰水型原子炉）
• SL-1（1961年の事故で破壊）

• 改良型沸騰水型原子炉(ABWR)
• 経済簡易沸騰水型原子炉(ESBWR)
• アレバ ケレナ（シーメンス SWR 1000 をベースに、シーメンスは原子力事業をアレバに売却）
• 東芝 ABWR (GE-日立 ABWR とは関係ありません。Asea (現在は ABB の一部) の BWR 90+ 設計に基づいています。ABB は原子力事業から撤退し、一連の合併と原子力事業の売却を経て、現在は東芝が設計を所有しています。Asea → ABB → ウェスティングハウス → 東芝)

• 沸騰水型原子炉の安全システム
• BORAX実験
• 気候変動の緩和
• 封じ込め棟
• 福島第一原子力発電所、2011年の津波で3基のBWRが損傷
• 原子炉一覧
• 原子力発電2010プログラム
• 加圧水型原子炉
• サミュエル・ウンターマイヤー2世

ウィキメディア・コモンズには、沸騰水型原子炉に関連するメディアがあります。

• 沸騰水型原子炉、米国原子力規制委員会
• BWR システムの概要。Mark I/II/III 格納容器と BWR6 コンポーネントを示します。
• 高度な BWR の概要 (目次、テキストへのアクティブ リンク付き)。
• 「先進的BWRの技術的詳細と特徴」。2008年6月16日にオリジナルからアーカイブ。2004年12月26日に閲覧。{{cite web}}: CS1 maint: bot: 元の URL ステータス不明 (リンク)
• Choppin, Gregory R.; Liljenzin, Jan-Olov ; Rydberg, Jan (2002). 「第 20 章: 原子力発電用原子炉」(PDF) . 放射化学と核化学。Butterworth - Heinemann。ISBN 978-0-7506-7463-8。さまざまな原子炉タイプについて説明します。
• GE BWR/4 技術仕様: 安全規則、安全規則の根拠。
• GE BWR/6 技術仕様: 安全規則、安全規則の根拠。
• 原子力観光ウェブサイト