迪亞布羅峽谷核電站：華夏公益教科書/沸水堆

沸水堆 (BWR) 是一種用於發電的輕水堆。它是繼壓水堆 (PWR) 之後第二常見的核電站型別，也是輕水堆的一種。沸水堆由愛達荷國家實驗室和通用電氣在 1950 年代中期開發。目前的主要製造商是通用電氣日立核能公司，該公司專門從事這種反應堆的設計和建造。

概述

沸水堆示意圖。

1. 反應堆壓力容器 (RPV) 2. 核燃料元件 3. 控制棒 4. 迴圈泵 5. 控制棒電機 6. 蒸汽 7. 給水 8. 高壓汽輪機 (HPT) 9. 低壓汽輪機

10. 發電機 11. 激勵機 12. 冷凝器 13. 冷卻劑 14. 預熱器 15. 給水泵 16. 冷水泵 17. 混凝土外殼 18. 連線到電網

沸水堆使用去礦化水作為冷卻劑和中子減速劑。反應堆堆芯中的核裂變產生熱量，這會導致冷卻水沸騰，產生蒸汽。蒸汽直接用於驅動汽輪機，然後在冷凝器中冷卻並轉化回液態水。然後將此水返回到反應堆堆芯，完成迴圈。冷卻水保持在大約 75 個大氣壓 (7.6 MPa, 1000-1100 psi)，因此它在堆芯中在大約 285 °C (550 °F) 下沸騰。相比之下，壓水堆 (PWR) 的主迴路中保持著高壓（大約 158 個大氣壓 (16 MPa, 2300 psi)），因此不允許出現明顯的沸騰。在福島第一核電站事故之前，反應堆的堆芯損傷頻率估計在 10⁻⁴ 到 10⁻⁷ 之間（即，每 10,000 到 10,000,000 個反應堆年發生一次堆芯損傷事故）。

主要部件和系統的描述

凝結水和給水

從汽輪機出來的蒸汽流入位於低壓汽輪機下方的冷凝器，在那裡蒸汽被冷卻並返回到液態（凝結水）。然後將凝結水泵入給水加熱器，透過從汽輪機的各個級提取的蒸汽來提高其溫度。來自給水加熱器的給水透過位於壓力容器 (RPV) 上方的高位噴嘴進入反應堆壓力容器 (RPV)，遠高於核燃料元件的頂部（這些核燃料元件構成“堆芯”），但低於水位。

給水進入降壓段，並與來自汽水分離器的水混合。給水對來自汽水分離器的飽和水進行過冷。現在，水流過降壓段，降壓段與堆芯透過高聳的圍護殼隔開。然後水透過射流泵或內部再迴圈泵，這些泵提供額外的泵送動力（水頭）。現在，水轉彎 180 度，向上穿過下部堆芯板進入核堆芯，在那裡燃料元件加熱水。從燃料通道頂部導向離開的水大約含有 12% 到 15% 的飽和蒸汽（按質量計），典型的堆芯流量可能是 45,000,000 kg/h (100,000,000 lb/h)，蒸汽流量為 6,500,000 kg/h (14,500,000 lb/h)。但是，堆芯平均空隙率要高得多（約 40%）。這些值可以在每個工廠的公開可用的技術規範、最終安全分析報告或堆芯執行限制報告中找到。

來自堆芯的加熱產生了熱頭，它幫助再迴圈泵再迴圈 RPV 內部的水。沸水堆可以設計成沒有再迴圈泵，完全依靠熱頭來再迴圈 RPV 內部的水。但是，來自再迴圈泵的強制再迴圈水頭對於控制功率非常有用。透過簡單地增加或減少透過再迴圈泵的強制再迴圈流量，可以輕鬆地改變熱功率水平。

堆芯上方的兩相流體（水和蒸汽）進入上升段區域，這是圍護殼內包含的上部區域。可以增加此區域的高度來增加熱自然再迴圈泵送水頭。上升段區域頂部是汽水分離器。透過在旋風分離器中旋動兩相流，將蒸汽分離出來並向上上升到蒸汽乾燥器，而水則留在後面並水平流出到降壓段區域。在降壓段區域，它與給水流混合，迴圈重複。

從分離器上升到上方的飽和蒸汽由人字形乾燥器結構乾燥。然後蒸汽透過四條主蒸汽管線離開 RPV 並進入汽輪機。

控制系統

反應堆功率透過兩種方式控制：插入或退出控制棒以及改變透過反應堆堆芯的水流。

控制棒的定位（抽出或插入）是啟動沸水堆時控制功率的正常方法。 當控制棒抽出時，控制材料中的中子吸收減少，燃料中的中子吸收增加，因此反應堆功率增加。 當控制棒插入時，控制材料中的中子吸收增加，燃料中的中子吸收減少，因此反應堆功率降低。 一些早期的沸水堆和通用電氣日立公司提出的 ESBWR（經濟簡化沸水堆）設計僅使用自然迴圈和控制棒定位來控制從 0% 到 100% 的功率，因為它們沒有反應堆再迴圈系統。 精細的反應性調節可以透過調節反應堆壓力容器的再迴圈流量來實現。

改變（增加或減少）透過堆芯的水流量是控制功率的正常且便捷的方法。 當在所謂的“100% 棒線”上執行時，可以透過改變反應堆再迴圈系統的流量（透過改變再迴圈泵的速度）來改變功率，範圍大約為額定功率的 30% 到 100%。 隨著透過堆芯的水流量增加，蒸汽氣泡（“空隙”）從堆芯中更快地排出，堆芯中的液態水量增加，中子慢化增加，更多中子被減速以被燃料吸收，反應堆功率增加。 隨著透過堆芯的水流量減少，蒸汽空隙在堆芯中停留更長時間，堆芯中的液態水量減少，中子慢化減少，更少的中子被減速以被燃料吸收，反應堆功率降低。^[2]

蒸汽渦輪機

反應堆堆芯產生的蒸汽透過堆芯上方的蒸汽分離器和乾燥板，然後直接進入渦輪機，渦輪機是反應堆迴路的一部分。 由於反應堆堆芯周圍的水總是會受到微量放射性核素的汙染，因此渦輪機在正常執行期間必須遮蔽，在維護期間必須提供放射防護。 與壓水堆相比，沸水堆在執行和維護方面的成本增加，往往抵消了沸水堆設計更簡單、熱效率更高的優勢。 水中大部分放射性物質的半衰期很短（主要是 N-16，半衰期為 7 秒），因此反應堆停堆後不久就可以進入渦輪機房。

尺寸

現代沸水堆燃料元件包含 74 到 100 根燃料棒，反應堆堆芯中最多大約有 800 個元件，最多可以容納大約 140 噸鈾。 特定反應堆中的燃料元件數量基於對所需反應堆功率輸出、反應堆堆芯尺寸和反應堆功率密度的考慮。

安全系統

現代反應堆擁有許多安全系統，這些系統的設計採用了縱深防禦理念，這是一種貫穿建設和除錯始終的設計理念。

沸水堆與壓水堆（PWR）類似，反應堆即使在裂變反應停止後仍會繼續產生熱量，這可能會導致堆芯損傷事故。 這種熱量是由裂變產物和被中子吸收而被啟用的材料的放射性衰變產生的。 沸水堆包含多個安全系統，用於在緊急停堆後冷卻堆芯。

換料系統

反應堆燃料棒偶爾會透過從安全殼頂部移除的方式進行更換。

由於燃料棒具有放射性和熱量，因此操作需要透過起重機和水下進行。 出於這個原因，乏燃料儲存池通常位於反應堆上方。 它們被硼酸水遮蔽，其高度是乏燃料儲存池高度的數倍，並且以受控的幾何形狀儲存在剛性陣列中，以避免臨界。 在福島反應堆事故中，這一問題變得很嚴重，因為一個或多個乏燃料儲存池的水流失，地震可能改變了幾何形狀。 燃料棒包殼是鋯合金這一事實也是一個問題，因為這種中子透明元素在極端溫度下會與水反應產生氫氣和氧氣，並在空氣中燃燒。 通常情況下，燃料棒在反應堆和乏燃料池中保持足夠涼爽，因此這不是一個問題，並且包殼在燃料棒的整個壽命中保持完好無損。

地震造成的損害和海嘯對冷卻系統以及場內外電源造成的損害表明，高架、主動冷卻的乏燃料儲存池存在缺陷。^[3][4]

沸水堆的發展

早期概念

沸水堆的概念比壓水堆的概念略晚出現。 沸水堆的開發始於 20 世紀 50 年代初，是通用電氣公司與幾個美國國家實驗室合作的成果。

美國核能研究由三軍領導。 海軍看到了將潛艇變成全天候水下航行器和能夠在世界各地航行而不需加油的艦船的可能性，因此派出了他們的工程負責人，海曼·里科弗上尉來領導他們的核能計劃。 里科弗決定採用壓水堆技術，因為當時核能領域的研究人員擔心反應堆內直接產生蒸汽會導致不穩定，而他們知道使用加壓水作為傳熱介質絕對有效。 這種擔憂導致美國的第一項核能研究工作致力於開發壓水堆，壓水堆非常適合海軍艦艇（尤其是潛艇），因為空間有限，而壓水堆可以製造得足夠緊湊和高功率，以適合任何情況下的潛艇。

但是其他研究人員想要調查反應堆堆芯中沸騰的水是否真的會導致不穩定。 尤其是，阿貢國家實驗室的研究員塞繆爾·安特邁爾二世，提出並監督了一系列實驗：BORAX 實驗——為了看看沸水堆是否適合用於能源生產。 他發現這種方法是可行的，因為他對反應堆進行了非常嚴格的測試，證明了沸水堆的安全原理。

在這一系列測試之後，通用電氣公司參與進來，並與 INL 合作將這項技術推向市場。 在 20 世紀 50 年代末/60 年代初/中期，進行了更大規模的測試，這些測試僅部分使用直接產生的（初級）核鍋爐系統蒸汽來供給渦輪機，幷包含熱交換器以產生用於驅動渦輪機其他部分的次級蒸汽。 文獻沒有說明為什麼會這樣，但在沸水堆的生產型號中被淘汰了。

第一批生產的沸水堆 (BWR/1–BWR/6)

典型 BWR Mark I 安全殼的橫截面示意圖

第一代生產的沸水堆見證了沸水堆獨特而鮮明特徵的逐步發展：環形室（用於在需要淬滅蒸汽的瞬變事件中淬滅蒸汽），以及乾井、熱交換器的消除、蒸汽乾燥器、反應堆建築物獨特的總體佈局，以及反應堆控制和安全系統的標準化。 通用電氣的第一批生產的沸水堆經歷了 6 個迭代設計階段，每個階段都稱為 BWR/1 到 BWR/6。（BWR/4、BWR/5 和 BWR/6 是目前最常見的型別。）世界上絕大多數投入使用的沸水堆都屬於這些設計階段中的一個。

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

布朗斯費裡 1 號機組的乾井和溼井正在建設中，該機組是使用 Mark I 安全殼的 BWR/4。

安全殼變體採用混凝土或鋼材來建造初級安全殼、乾井和溼井，並以不同的組合進行建造。^[5]

除了通用電氣的設計外，還有 ABB、三菱、東芝和 KWU 等其他設計。

先進沸水堆 (ABWR)

一種新型的沸水反應堆被稱為先進沸水反應堆（ABWR）。ABWR 是在 20 世紀 80 年代後期和 90 年代初期開發的，並已進一步改進至今。ABWR 在設計中融合了先進技術，包括計算機控制、工廠自動化、控制棒移除、運動和插入、堆芯泵送以及核安全，以提供比原始生產系列 BWR 更好的效能，具有高功率輸出（每臺反應堆 1350 MWe）以及顯著降低的堆芯損傷機率。最重要的是，ABWR 是一種完全標準化的設計，可以進行批次生產。

ABWR 於 20 世紀 90 年代初獲得美國核管理委員會批准，作為標準化設計進行生產。隨後，日本建造了眾多 ABWR。ABWR 在日本取得成功後促成的一項發展是，通用電氣 (GE) 的核能部門與日立公司 (Hitachi Corporation) 的核能部門合併，組成了 GE 日立，現在是 BWR 設計的主要全球開發商。

簡化沸水反應堆 (SBWR)

與 ABWR 同時，通用電氣 (GE) 也開發了一種不同的新型沸水反應堆 (BWR) 概念，被稱為簡化沸水反應堆 (SBWR)。這種更小的反應堆（每臺反應堆 600 兆瓦電 (MWe)）以首次在輕水反應堆中採用“被動安全”設計原則而著稱。被動安全的概念意味著反應堆不是需要緊急注入泵等主動系統的干預來保持反應堆在安全裕度內，而是設計為在發生安全相關意外情況時，僅透過自然力的作用就能恢復到安全狀態。

例如，如果反應堆過熱，它會觸發一個系統，將可溶性中子吸收劑（通常是硼酸鹽材料溶液或硼砂溶液）或透過吸收中子極大地阻礙鏈式反應的材料釋放到反應堆堆芯。容納可溶性中子吸收劑的罐體位於反應堆上方，一旦系統被觸發，吸收溶液就會在重力的作用下流入堆芯，使反應幾乎完全停止。另一個例子是隔離冷凝器系統，該系統依賴於熱水/蒸汽上升的原理，將熱水冷卻劑帶入位於反應堆上方、充滿水的深水箱中的大型熱交換器，從而實現餘熱排出。另一個例子是省略堆芯內的再迴圈泵；這些泵用於其他 BWR 設計中，以保持冷卻水的流動；它們價格昂貴，難以維修，有時還會出現故障；為了提高可靠性，ABWR 至少包含 10 臺這樣的再迴圈泵，因此即使其中幾臺發生故障，仍有足夠的泵可以正常執行，以確保不會發生計劃外的停堆，並且可以在下次燃料換料停堆期間維修這些泵。相反，簡化沸水反應堆的設計人員利用熱力學分析來設計反應堆堆芯，使自然迴圈（冷水下降，熱水上升）能夠將水帶到堆芯中心進行沸騰。

SBWR 被動安全特性的最終結果是，在發生重大安全意外情況後，至少在接下來的 48 小時內，反應堆不需要人工干預；此後，它只需要定期補充完全位於反應堆外部、與冷卻系統隔開的冷卻水箱，並設計為透過蒸發去除反應堆餘熱。簡化沸水反應堆已提交給美國核管理委員會，但後來在獲得批准之前撤回了；然而，這一概念仍然吸引了通用電氣的設計人員，併成為未來發展的基礎。

經濟型簡化沸水反應堆 (ESBWR)

從 20 世紀 90 年代後期開始，GE 工程師提議將先進沸水反應堆設計的特點與簡化沸水反應堆設計的獨特安全特點結合起來，並將由此產生的設計擴大到 1,600 MWe（4,500 MWth）的更大尺寸。這種經濟型簡化沸水反應堆設計已提交給美國核管理委員會批准，後續的最終設計審查即將完成。

據報道，這種設計被宣傳為堆芯損傷機率僅為每反應堆年 3×10⁻⁸ 次堆芯損傷事件。（也就是說，在 100 年的壽命中，需要有 300 萬臺 ESBWR 執行，才能預期發生一次堆芯損傷事件。早期 BWR 設計（BWR/4）的堆芯損傷機率高達每反應堆年 1×10⁻⁵ 次堆芯損傷事件。） ESBWR 的這種極低的 CDP 遠遠超過了市場上的其他大型 LWR。

優勢和劣勢

優勢

• 反應堆壓力容器及其相關部件的工作壓力明顯低於壓水堆（約為大氣壓的 75 倍），而壓水堆約為大氣壓的 158 倍。
• 與壓水堆相比，壓力容器受到的輻照量明顯更低，因此隨著時間的推移不會變得那麼脆。
• 在更低的核燃料溫度下執行。
• 由於沒有蒸汽發生器和壓力容器，元件更少。（舊的 BWR 具有外部再迴圈迴路，但即使這種管道在現代 BWR（如 ABWR）中也被取消了。）
• 與壓水堆相比，破裂導致冷卻劑損失的風險（機率）更低，而且發生破裂時堆芯損傷的風險更低。這是由於管道更少、大直徑管道更少、焊接更少，並且沒有蒸汽發生器管。
• NRC 對極限故障潛力的評估表明，如果發生此類故障，平均 BWR 發生堆芯損傷的可能性低於平均壓水堆，因為緊急堆芯冷卻系統 (ECCS) 的魯棒性和冗餘性更高。
  • 與壓水堆不同，沸水堆至少具有幾個蒸汽輪機驅動的 ECCS 系統，這些系統可以直接由反應堆停堆後產生的蒸汽驅動，並且不需要電力。這使得對緊急柴油發電機（無論如何都有四臺）的依賴程度降低。
• 在正常執行和緊急執行中，測量壓力容器水位的方式相同，這使得對緊急情況的評估變得容易直觀。
• 可以使用自然迴圈在沒有強制流動的條件下以更低的堆芯功率密度執行。
• 沸水堆可以設計為僅使用自然迴圈執行，從而完全消除再迴圈泵。（新的 ESBWR 設計使用自然迴圈。）
• 沸水堆不使用硼酸來控制裂變消耗，從而降低了反應堆壓力容器和管道內部發生腐蝕的可能性。（壓水堆必須仔細監測硼酸引起的腐蝕；已經證明，如果反應堆壓力容器蓋板維護不當，可能會發生反應堆壓力容器蓋板腐蝕。由於沸水堆不使用硼酸，因此消除了這些可能性。）
• 沸水堆的重大安全相關係統通常具有 N-2 冗餘，這些系統通常由四套元件“列”組成。這通常意味著安全系統中的四個元件最多可以出現兩個故障，而系統仍將在需要時執行。
• 由於它們只有一個主要供應商（GE/日立），當前的沸水堆機組具有可預測的、統一的設計，雖然沒有完全標準化，但總體上彼此非常相似。ABWR/ESBWR 設計是完全標準化的。標準化不足仍然是壓水堆的一個問題，因為至少在美國，當前的壓水堆機組中有三個設計系列（燃燒工程、西屋和巴布科克和威爾科克斯），在這些系列中，設計存在相當大的差異。
  • 正在引入更多壓水堆系列。例如，三菱的 APWR、阿海琺的 US-EPR 和西屋的 AP1000/AP600 將為已經多元化的人群增加多樣性和複雜性，並可能導致尋求穩定性和可預測性的客戶尋求其他設計，例如沸水堆。
• 如果進口國沒有核潛艇（壓水堆由於其在核動力船舶上使用的緊湊、高功率設計而受到核海軍國家的青睞；由於海軍反應堆通常不出口，因此它們導致進口國在壓水堆設計、建造和執行方面培養了國家技能），或沒有特殊的國家願望（特殊的國家願望導致對 CANDU 反應堆型別的明顯偏好，這是由於該型別的特殊特點），那麼沸水堆在進口中所佔比例過高。這可能是由於沸水堆非常適合和平用途，例如發電、工藝/工業/區域供熱和海水淡化，因為它們成本低、簡單，並且注重安全，而這些優勢是以尺寸更大、熱效率略低為代價的。
  • 瑞典主要以沸水堆為標準。
  • 墨西哥僅有的兩臺反應堆是沸水堆。
  • 日本試驗了壓水堆和沸水堆，但最近的大多數建造都是沸水堆，特別是 ABWR。
  • 在 20 世紀 60 年代初，英國電力委員會 (CEGB) 對英國第二代動力反應堆的標準設計進行了公開競爭，壓水堆甚至沒有進入決賽，決賽是在沸水堆（因其設計易於理解，以及具有可預測性和“無聊”性而受到青睞）和 AGCR 之間進行的，AGCR 是一種獨特的英國設計；本土設計獲勝，可能是由於技術優勢，也可能是由於大選臨近。

劣勢

• 由於堆芯上部“兩相（水和蒸汽）流體流動”，在執行期間管理核燃料消耗的複雜計算。這需要在反應堆堆芯中增加儀表。然而，計算機的創新使得這個問題不那麼嚴重了。
• 與功率相似的壓水堆相比，壓力容器要大得多，成本相應更高。（然而，由於現代沸水堆沒有主蒸汽發生器和相關管道，因此總體成本降低了。）
• 汽輪機被短壽命活化產物汙染。這意味著在正常執行期間，由於來自直接從反應堆堆芯進入的蒸汽產生的輻射水平，需要對汽輪機周圍進行遮蔽和進入控制。這是一箇中等程度的輕微問題，因為大部分輻射通量是由氮-16引起的，氮-16的半衰期以秒計，允許在停機幾分鐘後進入汽輪機室。
• 儘管目前的沸水堆被認為比目前的壓水堆不太可能發生“10萬堆芯年”限制性故障導致的堆芯損壞（由於 ECCS 的魯棒性和冗餘性增加），但人們對現有的未經改造的 Mark I 安全殼的壓力包含能力提出了擔憂——這種能力可能不足以包含由限制性故障與 ECCS 完全失效相結合產生的壓力，導致極其嚴重的堆芯損壞。在這種雙重故障情況下，在福島第一核事故之前，這種故障被認為極不可能發生，未經改造的 Mark I 安全殼可能會導致一定程度的放射性物質釋放。這應該透過對 Mark I 安全殼進行改造來緩解；即，增加一個排氣堆系統，如果安全殼壓力超過臨界設定點，該系統應該允許在氣體透過旨在捕獲放射性核素的活性炭過濾器後，按順序排放增壓氣體。^[7]
• 沸水堆在停機後需要持續數小時至數天進行主動冷卻，具體取決於其功率歷史。沸水堆控制棒的完全插入可以安全地關閉主要核反應。然而，燃料中裂變產物的放射性衰變將繼續以逐漸減小的速率積極地產生衰變熱，需要在初始階段泵入冷卻水以防止燃料過熱。如果在這個停機後的階段，主動冷卻失效，反應堆仍然可能過熱到足以使燃料包殼中的鋯與水和蒸汽發生反應，產生氫氣。在這種情況下，存在氫氣爆炸的高風險，威脅到反應堆和/或相關安全系統的結構損壞，以及/或儲存反應堆建築物中高度放射性乏燃料棒（每年大約補充 15 噸燃料以維持沸水堆的正常執行）的暴露，如福島第一核事故中發生的那樣。
• 對於目前的沸水堆設計，控制棒從下方插入。有兩個可用的液壓動力源可以在緊急情況下驅動控制棒進入沸水堆堆芯。有一個專用的高壓液壓蓄能器，以及反應堆壓力容器內部的壓力，可用於每個控制棒。專用蓄能器（每個棒一個）或反應堆壓力都可以完全插入每個棒。大多數其他反應堆型別使用頂部進入控制棒，這些控制棒由電磁鐵固定在收回位置，如果電源丟失，它們就會由於重力而落入反應堆。

技術和背景資訊

啟動（“達到臨界”）

反應堆啟動（臨界）是透過從堆芯中抽出控制棒來實現的，以提高堆芯反應性，達到能夠明顯證明核鏈式反應自維持的水平。這就是所謂的“達到臨界”。控制棒的抽出要緩慢進行，以便在反應堆接近臨界時仔細監控堆芯狀況。當觀察到反應堆略微超臨界，即反應堆功率自行增加時，宣佈反應堆達到臨界。

控制棒的移動是使用控制棒驅動控制系統進行的。新型沸水堆，如 ABWR 和 ESBWR，以及所有德國和瑞典的沸水堆都使用精細運動控制棒驅動系統，該系統允許多根控制棒以非常平滑的動作進行控制。這使得反應堆操作員可以均勻地增加堆芯的反應性，直到反應堆達到臨界。老式的沸水堆設計使用手動控制系統，該系統通常僅限於一次控制一根或四根控制棒，並且只能透過一系列有固定間隔的刻度位置來控制。由於手動控制系統的侷限性，在啟動過程中，堆芯可能會處於一種狀態，在這種狀態下，一根控制棒可能會導致大的不均勻反應性變化，這可能會對燃料的熱設計裕度構成挑戰。因此，通用電氣在 1970 年代開發了一套稱為 BPWS（分組位置抽出順序）的規則，有助於最大程度地減少任何一根控制棒的價值，並在發生控制棒掉落事故時防止燃料損壞。透過遵循符合 BPWS 的啟動順序，手動控制系統可以用於將整個堆芯均勻而安全地提高到臨界狀態。

熱裕度

在執行沸水堆時，會跟蹤幾個計算/測量的量

• 最大分數限制臨界功率比，或 MFLCPR；
• 分數限制線性熱產生率，或 FLLHGR；
• 平均平面線性熱產生率，或 APLHGR；
• 預處理臨時執行管理建議，或 PCIOMR；

MFLCPR、FLLHGR 和 APLHGR 在正常執行期間必須保持在 1.0 以下；為確保這些許可限值有一定的誤差裕度和安全裕度，已制定了管理控制措施。典型的計算機模擬將反應堆堆芯劃分為 24-25 個軸向平面；跟蹤反應堆堆芯中每個“節點”的相關量（裕度、燃耗、功率、空隙歷史）（764 個燃料元件 x 25 個節點/元件 = 19100 個節點計算/量）。

最大分數限制臨界功率比（MFLCPR）

具體來說，MFLCPR 代表了領先的燃料元件距離“乾涸”（或對於壓水堆而言是“離開核沸騰”）的程度。過渡沸騰是核沸騰趨向於膜沸騰的不穩定瞬態區域。水滴在熱煎鍋上跳舞就是膜沸騰的一個例子。在膜沸騰期間，一層絕緣蒸汽體將加熱表面與冷卻液隔開；這會導致加熱表面的溫度急劇升高，以再次達到與冷卻液的平衡熱傳遞。換句話說，蒸汽半絕緣了加熱表面，表面溫度升高以使熱量傳到冷卻液（透過對流和輻射熱傳遞）。

MFLCPR 使用由沸水堆燃料供應商（通用電氣、西屋電氣、阿海琺核能）制定的經驗相關性進行監測。供應商擁有測試臺，在測試臺上，他們用電阻加熱模擬核熱，並透過實驗確定冷卻劑流量、燃料元件功率和反應堆壓力在特定燃料設計中將處於或超出過渡沸騰區域的條件。本質上，供應商製作了燃料元件的模型，但用電阻加熱器對其供電。這些模擬燃料元件被放置在測試臺上，在特定功率、流量、壓力下進行資料採集。顯而易見的是，核燃料可能會被膜沸騰損壞；這會導致燃料包殼過熱並失效。將實驗資料保守地應用於沸水堆燃料，以確保在正常執行或瞬態執行期間不會發生過渡到膜沸騰。沸水堆堆芯的典型 SLMCPR/MCPRSL（安全極限 MCPR）許可限值由一個計算證明，該計算證明，在可能發生的任何最糟糕的廠級瞬態/快速停堆事件中，沸水堆堆芯中 99.4% 的燃料棒不會進入過渡到膜沸騰。由於沸水堆是沸水，而蒸汽的傳熱效率不如液態水，因此 MFLCPR 通常發生在燃料元件的頂部，那裡蒸汽體積最大。

分數限制線性熱產生率（FLLHGR）

FLLHGR（FDLRX，MFLPD）是反應堆堆芯中燃料棒功率的限制。對於新燃料，此限制通常約為 13 kW/ft（43 kW/m）的燃料棒。此限制確保燃料棒中燃料芯塊的中心溫度在最糟糕的可能發生的電站瞬變/緊急停堆情況下不會超過燃料材料（鈾/釓氧化物）的熔點。為了說明 LHGR 在瞬變中的響應，想象一下快速關閉向渦輪機供汽的閥門，此時渦輪機處於滿負荷執行狀態。這會導致蒸汽流立即停止，並且 BWR 壓力立即上升。壓力的升高有效地使反應堆冷卻劑瞬時過冷；空隙（蒸汽）坍塌成固體水。當反應堆中的空隙坍塌時，裂變反應得到促進（更多的熱中子）；功率急劇增加（120%），直到透過自動插入控制棒而終止。因此，當反應堆從渦輪機迅速隔離時，容器內的壓力迅速上升，導致水蒸氣坍塌，從而導致功率驟增，並最終由反應堆保護系統終止。如果燃料棒在瞬變之前以 13.0 kW/ft 的功率執行，則空隙坍塌會導致其功率上升。FLLHGR 限制的存在是為了確保如果最高功率燃料棒在加壓瞬變後迅速升高功率，它不會熔化。遵守 LHGR 限制可以防止燃料在加壓瞬變中熔化。

平均平面線性熱生成率 (APLHGR)

APLHGR 是線性熱生成率 (LHGR) 的平均值，它是燃料元件中衰變熱量的度量，是與在 LBLOCA（大斷口失水事故 - 反應堆內發生大規模管道破裂，導致冷卻劑壓力災難性損失，被認為是機率風險評估和核安全中最具威脅的“設計基準事故”）期間發生燃料失效的潛在可能性相關的安全裕度，預計會導致堆芯的暫時暴露；此堆芯乾涸事件被稱為堆芯“裸露”，因為堆芯在 BWR 的情況下失去了其冷卻劑的熱移除覆蓋層，即輕水。如果堆芯裸露時間過長，會導致燃料失效；出於設計目的，假設當裸露燃料的溫度達到臨界溫度（1100 °C，2200 °F）時會發生燃料失效。BWR 設計包含故障安全保護系統，可以在裸露燃料達到此溫度之前迅速冷卻並使其安全；這些故障安全系統被稱為緊急堆芯冷卻系統。ECCS 設計為迅速淹沒反應堆壓力容器，向堆芯本身噴水，並在該事件中充分冷卻反應堆燃料。但是，與任何系統一樣，ECCS 也有其限制，在本例中，其冷卻能力有限，並且有可能設計出產生如此多衰變熱的燃料，以至於 ECCS 會不堪重負，無法成功將其冷卻下來。

為了防止這種情況發生，要求燃料元件在任何時間儲存的衰變熱量不會超過 ECCS。因此，由 GE 工程師開發了稱為 LHGR 的衰變熱生成度量，並由此得出了 APLHGR。監測 APLHGR 以確保反應堆的平均功率水平不會超過主要安全殼系統的能力。當重新裝料的堆芯獲得執行許可證時，燃料供應商/許可證持有人會使用計算機模型模擬事件。他們的方法是在反應堆處於最脆弱狀態時模擬最壞情況事件。

APLHGR 在行業中通常被稱為“Apple Hugger”。

預處理臨時執行管理建議 (PCIOMR)

PCIOMR 代表了燃料製造中必要的定量裕度，以防止在 BWR 啟動期間發生包殼相互作用 - 燃料棒內的核燃料芯塊在反應堆啟動期間比燃料棒包殼膨脹更多。

BWR 列表

實驗性 BWR 和其他 BWR

實驗性 BWR 和其他非商業 BWR 包括

• BORAX 實驗
• SL-1（在 1961 年事故中被毀）

下一代設計

• 先進沸水堆 (ABWR)
• 經濟簡化沸水堆 (ESBWR)

外部連結

• 沸水反應堆，美國核管理委員會
• BWR 系統概述。 顯示 Mark I/II/III 安全殼並顯示 BWR6 元件。
• 先進沸水反應堆總體描述（目錄，帶有指向文字的活動連結）。
• Choppin, Gregory R.；Liljenzin, Jan-Olov；Rydberg, Jan (2002). "第 20 章：核動力反應堆" (PDF). 放射化學與核化學. Butterworth-Heinemann. ISBN 978-0-7506-7463-8. {{cite book}}: 未知引數 |chapterurl= 被忽略 (|chapter-url= 建議) (幫助) 描述了各種反應堆型別。
• GE BWR/4 技術規格：安全規則，安全規則依據.
• GE BWR/6 技術規格：安全規則，安全規則依據.
• 核遊客網站