โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ไลบ์สตัดท์ในประเทศสวิตเซอร์แลนด์

ภาพเคลื่อนไหวแสดงโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบ BWR พร้อมหอระบายความร้อน

เครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือด ( BWR ) เป็น เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ชนิดหนึ่งที่ใช้ในการผลิตกระแสไฟฟ้า เป็นเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่ใช้ผลิตกระแสไฟฟ้ามากเป็นอันดับสองรองจากเครื่องปฏิกรณ์น้ำความดัน (PWR)

เครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด ( BWR) เป็นเครื่องปฏิกรณ์นิวตรอนความร้อนซึ่งใช้น้ำทั้งเป็นสารหล่อเย็นและตัว ลดความเร็วของนิวตรอน แตกต่างจากเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำอัด ( PWR ) ตรงที่ ใน BWR ไม่มีส่วนแยกกันระหว่างถังความดันเครื่องปฏิกรณ์ (RPV) กับกังหันไอน้ำ น้ำจะระเหยกลายเป็นไอโดยตรงภายในแกนเครื่องปฏิกรณ์ (ที่ความดันประมาณ 70 บาร์ ) ก่อนที่จะถูกส่งไปยังกังหันซึ่งขับเคลื่อนเครื่องกำเนิดไฟฟ้าหลังจากกังหันแล้ว เครื่องแลกเปลี่ยนความร้อนที่เรียกว่าคอนเดนเซอร์จะเปลี่ยนของเหลวที่ไหลออกกลับมาเป็นของเหลวอีกครั้งก่อนที่จะส่งกลับเข้าไปในเครื่องปฏิกรณ์ จากนั้นคอนเดนเซอร์จะถูกทำให้เย็นลงด้วยวงจรหล่อเย็นรองซึ่งได้รับน้ำจากแหล่งความเย็นของโรงไฟฟ้า (โดยทั่วไปคือทะเลหรือแม่น้ำ แต่ในบางกรณีอาจเป็นอากาศ)

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือด (BWR) ได้รับการพัฒนาโดยห้องปฏิบัติการแห่งชาติอาร์กอนและ บริษัท เจเนอรัลอิเล็กทริก (GE) ในช่วงกลางทศวรรษ 1950 ผู้ผลิตหลักในปัจจุบันคือGE Vernova Hitachi Nuclear Energyซึ่งเชี่ยวชาญด้านการออกแบบและก่อสร้างเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือด

เครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดใช้น้ำปราศจากแร่ธาตุเป็นสารหล่อเย็นและตัวลดความเร็วของนิวตรอนความร้อนเกิดขึ้นจากการแตกตัวของนิวเคลียสในแกนเครื่องปฏิกรณ์ และทำให้น้ำหล่อเย็นเดือดกลายเป็นไอน้ำ ไอน้ำถูกนำไปใช้ขับเคลื่อนกังหัน โดยตรง จากนั้นจะถูกทำให้เย็นลงในคอนเดนเซอร์และเปลี่ยนกลับเป็นน้ำเหลว น้ำเหลวนี้จะถูกส่งกลับไปยังแกนเครื่องปฏิกรณ์ ทำให้วงจรสมบูรณ์ น้ำหล่อเย็นจะถูกรักษาไว้ที่ความดันประมาณ 75 บรรยากาศ (7.6 เมกะปาสคา ล , 1000–1100 ปอนด์ต่อตารางนิ้ว ) เพื่อให้เดือดในแกนเครื่องปฏิกรณ์ที่อุณหภูมิประมาณ 285 องศาเซลเซียส (550 องศาฟาเรนไฮต์) ในทางตรงกันข้าม เครื่องปฏิกรณ์น้ำแรงดันสูง (PWR) จะไม่มีการเดือดเกิดขึ้นอย่างมีนัยสำคัญเนื่องจากความดันสูงที่รักษาไว้ในวงจรหลัก ซึ่งอยู่ที่ประมาณ 158 บรรยากาศ (16 เมกะปาสคาล, 2300 ปอนด์ต่อตารางนิ้ว) ความถี่ ของความเสียหายของแกนกลางของเครื่องปฏิกรณ์คาดว่าจะอยู่ระหว่าง 10 ⁻⁴ถึง 10 ⁻⁷ (กล่าวคือ อุบัติเหตุความเสียหายของแกนกลางหนึ่งครั้งต่อทุกๆ 10,000 ถึง 10,000,000 ปีของเครื่องปฏิกรณ์) ^{[ 1 ]}

ไอน้ำที่ออกจากกังหันจะไหลเข้าสู่คอนเดนเซอร์ซึ่งอยู่ใต้กังหันแรงดันต่ำ โดยไอน้ำจะถูกทำให้เย็นลงและเปลี่ยนกลับไปเป็นสถานะของเหลว (คอนเดนเสท) จากนั้นคอนเดนเสทจะถูกสูบผ่านเครื่องทำความร้อนน้ำป้อนซึ่งจะเพิ่มอุณหภูมิโดยใช้ไอน้ำที่ดึงมาจากขั้นตอนต่างๆ ของกังหัน น้ำป้อนจากเครื่องทำความร้อนน้ำป้อนจะเข้าสู่ถังความดันของเครื่องปฏิกรณ์ (RPV) ผ่านหัวฉีดที่อยู่สูงบนตัวถัง เหนือส่วนบนของ ชุดประกอบ เชื้อเพลิงนิวเคลียร์ (ชุดประกอบเชื้อเพลิงนิวเคลียร์เหล่านี้ประกอบเป็น "แกนกลาง") แต่ต่ำกว่าระดับน้ำ

น้ำป้อนเข้าสู่ระบบจะไหลลงด้านล่าง ผสมกับน้ำที่ไหลออกมาจากเครื่องแยกความชื้น น้ำป้อนจะลดอุณหภูมิของน้ำอิ่มตัวจากเครื่องแยกความชื้น จากนั้นน้ำจะไหลลงไปยังบริเวณ "ท่อลง" หรือ "วงแหวน" (ดูแผนภาพ) ซึ่งแยกจากแกนกลางด้วยแผ่นปิดสูง น้ำจะไหลผ่านปั๊มเจ็ทหรือปั๊มหมุนเวียนภายในที่ให้กำลังสูบเพิ่มเติม (แรงดันไฮดรอลิก) จากนั้นน้ำจะเปลี่ยนทิศทาง 180 องศาและไหลขึ้นผ่านแผ่นแกนกลางด้านล่างเข้าไปในแกนกลางของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ ซึ่งเชื้อเพลิงจะให้ความร้อนแก่น้ำ น้ำที่ไหลออกจากช่องเชื้อเพลิงที่ตัวนำด้านบนจะอิ่มตัวด้วยคุณภาพไอน้ำประมาณ 15% อัตราการไหลของแกนกลางโดยทั่วไปอาจอยู่ที่ 45,000,000 กก./ชม. (100,000,000 ปอนด์/ชม.) โดยมีอัตราการไหลของไอน้ำ 6,500,000 กก./ชม. (14,500,000 ปอนด์/ชม.) อย่างไรก็ตาม ค่าเฉลี่ยของสัดส่วนช่องว่าง ในแกนกลาง นั้นสูงกว่ามาก (~40%) ค่าเหล่านี้สามารถพบได้ในข้อกำหนดทางเทคนิคที่เผยแพร่ต่อสาธารณะของแต่ละโรงงาน รายงานการวิเคราะห์ความปลอดภัยขั้นสุดท้าย หรือรายงานขีดจำกัดการปฏิบัติงานของแกนกลาง

ความร้อนจากแกนกลางสร้างแรงดันความร้อนซึ่งช่วยให้ปั๊มหมุนเวียนน้ำทำงานเพื่อหมุนเวียนน้ำภายในถังปฏิกรณ์ เครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด (BWR) สามารถออกแบบได้โดยไม่ต้องใช้ปั๊มหมุนเวียนน้ำ และอาศัยแรงดันความร้อนเพียงอย่างเดียวในการหมุนเวียนน้ำภายในถังปฏิกรณ์ อย่างไรก็ตาม แรงดันการหมุนเวียนแบบบังคับจากปั๊มหมุนเวียนนั้นมีประโยชน์มากในการควบคุมกำลังไฟฟ้า และช่วยให้สามารถผลิตกำลังไฟฟ้าได้ในระดับที่สูงขึ้นซึ่งไม่สามารถทำได้หากไม่มีแรงดันนี้ ระดับกำลังความร้อนสามารถปรับเปลี่ยนได้ง่ายๆ โดยการเพิ่มหรือลดอัตราการไหลของการหมุนเวียนแบบบังคับผ่านปั๊มหมุนเวียน

ของเหลวสองเฟส (น้ำและไอน้ำ) เหนือแกนกลางจะเข้าสู่บริเวณท่อลำเลียง ซึ่งเป็นบริเวณด้านบนที่อยู่ภายในปลอกหุ้ม ความสูงของบริเวณนี้อาจเพิ่มขึ้นเพื่อเพิ่มแรงดันการสูบน้ำหมุนเวียนตามธรรมชาติทางความร้อน ที่ด้านบนของบริเวณท่อลำเลียงคือเครื่องแยกความชื้น โดยการหมุนวนของของเหลวสองเฟสในเครื่องแยกแบบไซโคลน ไอน้ำจะถูกแยกออกและลอยขึ้นไปทางเครื่องอบแห้งไอน้ำ ในขณะที่น้ำจะยังคงอยู่และไหลในแนวนอนออกไปยังบริเวณท่อส่งลงหรือบริเวณวงแหวน ในบริเวณท่อส่งลงหรือบริเวณวงแหวน น้ำและไอน้ำจะรวมกับน้ำป้อนและวงจรจะเริ่มต้นใหม่

ไอน้ำอิ่มตัวที่ลอยขึ้นเหนือตัวแยกจะถูกทำให้แห้งด้วยโครงสร้างเครื่องอบแห้งแบบเชฟรอน ไอน้ำ "เปียก" จะไหลผ่านเส้นทางคดเคี้ยวซึ่งหยดน้ำจะถูกชะลอความเร็วและถูกส่งออกไปยังท่อส่งลงหรือบริเวณวงแหวน ไอน้ำ "แห้ง" จากนั้นจะออกจากถังปฏิกรณ์ผ่านท่อไอน้ำหลักสี่ท่อและไปยังกังหัน

กำลังของเครื่องปฏิกรณ์ถูกควบคุมด้วยสองวิธี ได้แก่ การใส่หรือถอดแท่งควบคุม (ใบควบคุม) และการเปลี่ยนแปลงการไหลของน้ำผ่านแกนเครื่องปฏิกรณ์

การปรับตำแหน่ง (ดึงออกหรือใส่เข้าไป) แท่งควบคุมเป็นวิธีการปกติในการควบคุมกำลังไฟฟ้าเมื่อเริ่มเดินเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือด (BWR) เมื่อดึงแท่งควบคุมออก การดูดซับนิวตรอนจะลดลงในวัสดุควบคุมและเพิ่มขึ้นในเชื้อเพลิง ดังนั้นกำลังไฟฟ้าของเครื่องปฏิกรณ์จึงเพิ่มขึ้น ในทางกลับกัน เมื่อใส่แท่งควบคุมเข้าไป การดูดซับนิวตรอนจะเพิ่มขึ้นในวัสดุควบคุมและลดลงในเชื้อเพลิง ดังนั้นกำลังไฟฟ้าของเครื่องปฏิกรณ์จึงลดลง แตกต่างจากเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำอัด (PWR) ในเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด แท่งควบคุม ( แผ่น โบรอนคาร์ไบด์) จะถูกใส่จากด้านล่างเพื่อให้การกระจายกำลังไฟฟ้าสม่ำเสมอมากขึ้น: ด้านบนมีความหนาแน่นของน้ำต่ำกว่าเนื่องจากการเกิดไอน้ำ ทำให้การลดความเร็วของนิวตรอนมีประสิทธิภาพน้อยลงและโอกาสในการเกิดฟิชชันต่ำลง ในการทำงานปกติ แท่งควบคุมจะใช้เพื่อรักษาการกระจายกำลังไฟฟ้าที่สม่ำเสมอในเครื่องปฏิกรณ์และเพื่อชดเชยการใช้เชื้อเพลิงเท่านั้น ในขณะที่กำลังไฟฟ้าจะถูกควบคุมผ่านการไหลของน้ำ (ดูด้านล่าง) ^{[ 2 ]} BWR รุ่นแรกๆ บางรุ่นและ ESBWR (Economic Simplified BWR ที่เสนอโดย General Electric Hitachi) ใช้เพียงการหมุนเวียนตามธรรมชาติด้วยการวางตำแหน่งแท่งควบคุมเพื่อควบคุมกำลังจากศูนย์ถึง 100% เนื่องจากไม่มีระบบหมุนเวียนของเครื่องปฏิกรณ์

การเปลี่ยนแปลง (เพิ่มหรือลด) การไหลของน้ำผ่านแกนปฏิกรณ์เป็นวิธีการปกติและสะดวกในการควบคุมกำลังไฟฟ้าตั้งแต่ประมาณ 30% ถึง 100% ของกำลังเครื่องปฏิกรณ์ เมื่อทำงานที่ "เส้นแท่งเชื้อเพลิง 100%" กำลังไฟฟ้าอาจเปลี่ยนแปลงได้ตั้งแต่ประมาณ 30% ถึง 100% ของกำลังไฟฟ้าที่กำหนดโดยการเปลี่ยนแปลงการไหลของระบบหมุนเวียนของเครื่องปฏิกรณ์โดยการปรับความเร็วของปั๊มหมุนเวียนหรือปรับวาล์วควบคุมการไหล เมื่อการไหลของน้ำผ่านแกนปฏิกรณ์เพิ่มขึ้น ฟองไอน้ำ ("ช่องว่าง") จะถูกกำจัดออกจากแกนปฏิกรณ์ได้เร็วขึ้น ปริมาณน้ำเหลวในแกนปฏิกรณ์เพิ่มขึ้น การลดความเร็วของนิวตรอนเพิ่มขึ้น นิวตรอนจำนวนมากขึ้นจะถูกชะลอความเร็วลงเพื่อให้เชื้อเพลิงดูดซับได้ และกำลังเครื่องปฏิกรณ์จะเพิ่มขึ้น เมื่อการไหลของน้ำผ่านแกนปฏิกรณ์ลดลง ช่องว่างไอน้ำจะคงอยู่ในแกนปฏิกรณ์นานขึ้น ปริมาณน้ำเหลวในแกนปฏิกรณ์ลดลง การลดความเร็วของนิวตรอนลดลง นิวตรอนจำนวนน้อยลงจะถูกชะลอความเร็วลงเพื่อให้เชื้อเพลิงดูดซับได้ และกำลังเครื่องปฏิกรณ์จะลดลง^{[ 3 ]}ดังนั้น BWR จึงมีสัมประสิทธิ์ช่องว่างที่ เป็นลบ

ความดันในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือด (BWR) ถูกควบคุมโดยกังหันหลักหรือวาล์วบายพาสไอน้ำหลัก ต่างจากเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำแรงดันสูง (PWR) ที่ผู้ปฏิบัติงานกำหนดความต้องการไอน้ำของกังหันด้วยตนเอง ในเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด วาล์วของกังหันและวาล์วบายพาสจะปรับการทำงานเพื่อรักษาระดับความดันในเครื่องปฏิกรณ์ให้อยู่ที่ค่าที่กำหนด ภายใต้โหมดการควบคุมนี้ กำลังไฟฟ้าที่ส่งออกจากกังหันจะเปลี่ยนแปลงตามกำลังไฟฟ้าของเครื่องปฏิกรณ์โดยอัตโนมัติ เมื่อกังหันหยุดทำงานหรือขัดข้อง วาล์วบายพาส/วาล์วระบายไอน้ำหลักจะเปิดออกเพื่อส่งไอน้ำไปยังคอนเดนเซอร์โดยตรง วาล์วบายพาสเหล่านี้จะปรับการทำงานโดยอัตโนมัติหรือด้วยตนเองตามความจำเป็นเพื่อรักษาระดับความดันในเครื่องปฏิกรณ์และควบคุมอัตราการเพิ่มและลดอุณหภูมิของเครื่องปฏิกรณ์ในขณะที่การผลิตไอน้ำยังคงดำเนินอยู่

ระดับน้ำในเครื่องปฏิกรณ์ถูกควบคุมโดยระบบป้อนน้ำหลัก ตั้งแต่กำลังไฟฟ้าประมาณ 0.5% ถึง 100% ระบบป้อนน้ำจะควบคุมระดับน้ำในเครื่องปฏิกรณ์โดยอัตโนมัติ ในสภาวะกำลังไฟฟ้าต่ำ ตัวควบคุมน้ำป้อนจะทำงานเหมือนระบบควบคุม PID อย่างง่าย โดยตรวจสอบระดับน้ำในเครื่องปฏิกรณ์ ในสภาวะกำลังไฟฟ้าสูง ตัวควบคุมจะเปลี่ยนไปใช้โหมดควบคุม "สามองค์ประกอบ" โดยตัวควบคุมจะตรวจสอบระดับน้ำปัจจุบันในเครื่องปฏิกรณ์ รวมถึงปริมาณน้ำที่ไหลเข้าและปริมาณไอน้ำที่ออกจากเครื่องปฏิกรณ์ โดยใช้ปริมาณน้ำที่ฉีดเข้าไปและอัตราการไหลของไอน้ำ ระบบควบคุมน้ำป้อนสามารถคาดการณ์ความเบี่ยงเบนของระดับน้ำได้อย่างรวดเร็วและตอบสนองเพื่อรักษาระดับน้ำให้อยู่ภายในไม่กี่นิ้วจากจุดที่ตั้งไว้ หากปั๊มน้ำป้อนตัวใดตัวหนึ่งจากสองตัวเสียระหว่างการทำงาน ระบบป้อนน้ำจะสั่งการให้ระบบหมุนเวียนลดการไหลของแกนกลางอย่างรวดเร็ว ซึ่งจะลดกำลังไฟฟ้าของเครื่องปฏิกรณ์จาก 100% เหลือ 50% ในไม่กี่วินาที ที่ระดับกำลังไฟฟ้านี้ ปั๊มน้ำป้อนเพียงตัวเดียวก็สามารถรักษาระดับน้ำในแกนกลางได้ หากน้ำป้อนเครื่องปฏิกรณ์หมดลง เครื่องปฏิกรณ์จะหยุดทำงานโดยฉับพลัน และระบบระบายความร้อนฉุกเฉินของแกนเครื่องปฏิกรณ์จะถูกใช้เพื่อฟื้นฟูระดับน้ำในเครื่องปฏิกรณ์

ไอน้ำที่ผลิตในแกนปฏิกรณ์จะไหลผ่านตัวแยกไอน้ำและแผ่นอบแห้งที่อยู่เหนือแกนปฏิกรณ์ จากนั้นจึงไหลตรงไปยังกังหันซึ่งเป็นส่วนหนึ่งของวงจรปฏิกรณ์ เนื่องจากน้ำรอบแกนปฏิกรณ์มักปนเปื้อนด้วยสารกัมมันตรังสีในปริมาณเล็กน้อยเนื่องจากการจับนิวตรอนจากน้ำ ดังนั้นกังหันจึงต้องได้รับการป้องกันในระหว่างการทำงานปกติ และต้องมีการป้องกันรังสีในระหว่างการบำรุงรักษา ต้นทุนที่เพิ่มขึ้นที่เกี่ยวข้องกับการดำเนินงานและการบำรุงรักษาของเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด (BWR) มีแนวโน้มที่จะสมดุลกับเงินที่ประหยัดได้เนื่องจากการออกแบบที่เรียบง่ายกว่าและประสิทธิภาพเชิงความร้อน ที่สูงกว่า ของ BWR เมื่อเทียบกับเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำอัดความดัน (PWR) กัมมันตภาพรังสีส่วนใหญ่ในน้ำมีอายุสั้นมาก (ส่วนใหญ่เป็น N-16 ซึ่งมีครึ่งชีวิต 7 วินาที ) ดังนั้นจึงสามารถเข้าไปในห้องกังหันได้ไม่นานหลังจากปิดเครื่องปฏิกรณ์แล้ว

กังหันไอน้ำของเครื่องปฏิกรณ์แบบ BWR ใช้กังหันแรงดันสูงที่ออกแบบมาเพื่อรองรับไอน้ำอิ่มตัว และกังหันแรงดันต่ำหลายตัว กังหันแรงดันสูงรับไอน้ำโดยตรงจากเครื่องปฏิกรณ์ ไอน้ำที่ออกจากกังหันแรงดันสูงบางส่วนถูกส่งไปยังเครื่องแยกความชื้นและทำความร้อนซ้ำ (MSR) และบางส่วนถูกส่งไปยังเครื่องทำความร้อนน้ำป้อน เครื่องแยกความชื้นและทำความร้อนซ้ำนี้ใช้กลุ่มของครีบรูปตัววีเพื่อกำจัดความชื้นที่ปนอยู่ในไอน้ำ จากนั้นไอน้ำจะถูกทำให้ร้อนยิ่งยวดจนมีอุณหภูมิสูงกว่า 400 องศาฟาเรนไฮต์ (204.4 องศาเซลเซียส) เพื่อให้กังหันแรงดันต่ำนำไปใช้ ไอน้ำที่ออกจากกังหันแรงดันต่ำจะถูกส่งไปยังคอนเดนเซอร์หลัก เครื่องแยกความชื้นและทำความร้อนซ้ำจะรับไอน้ำจากกังหันแรงดันสูงบางส่วน และไอน้ำจากเครื่องปฏิกรณ์บางส่วน มาใช้เป็นแหล่งความร้อนเพื่อทำความร้อนไอน้ำที่ออกมาจากกังหันแรงดันสูงอีกครั้ง แม้ว่าเครื่องทำความร้อนซ้ำจะดึงไอน้ำออกจากกังหันและเครื่องปฏิกรณ์ แต่ผลลัพธ์สุทธิก็คือเครื่องทำความร้อนซ้ำจะช่วยเพิ่มประสิทธิภาพทางเทอร์โมไดนามิกของโรงไฟฟ้า

ชุดประกอบเชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด (BWR) ที่ทันสมัยประกอบด้วยแท่งเชื้อเพลิง 74 ถึง 100 แท่ง และมีชุดประกอบเชื้อเพลิงมากถึงประมาณ 800 ชุดในแกนปฏิกรณ์ ซึ่งบรรจุ ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำได้มากถึงประมาณ 140 ตันจำนวนชุดประกอบเชื้อเพลิงในเครื่องปฏิกรณ์เฉพาะนั้นขึ้นอยู่กับการพิจารณาถึงกำลังไฟฟ้าที่ต้องการ ขนาดของแกนปฏิกรณ์ และความหนาแน่นของกำลังไฟฟ้าของเครื่องปฏิกรณ์

เพื่อให้ถือว่ามีความปลอดภัย เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ต้องปฏิบัติตามหน้าที่พื้นฐานด้านความปลอดภัยทางนิวเคลียร์ตลอดเวลา:

1. การควบคุมปฏิกิริยา
2. การกำจัดความร้อนออกจากเชื้อเพลิง
3. การกักเก็บวัสดุกัมมันตรังสี การป้องกันรังสี และการควบคุมการปล่อยกัมมันตรังสีตามแผน รวมถึงการจำกัดการปล่อยกัมมันตรังสีโดยอุบัติเหตุ

ในระหว่างการทำงานปกติของเครื่องปฏิกรณ์ การออกแบบ การก่อสร้าง และการปฏิบัติงานที่ดีจะช่วยให้มั่นใจได้ว่าการทำงานด้านความปลอดภัยเป็นไปตามข้อกำหนด นอกจากนี้ ยัง ต้องติดตั้ง ระบบความปลอดภัย เฉพาะ เพื่อรับประกันว่าการทำงานด้านความปลอดภัยจะยังคงเป็นไปตามข้อกำหนดในกรณีที่เกิดความเบี่ยงเบนจากสภาวะปกติ ระบบความปลอดภัยของเครื่องปฏิกรณ์ที่ทันสมัยได้รับการออกแบบตาม หลักการ ป้องกันเชิงลึกซึ่งเป็นปรัชญาการออกแบบที่บูรณาการตลอดการก่อสร้างและการทดสอบ ระบบ ของโรงงาน เพื่อลดความเสี่ยงจากการไม่สามารถปฏิบัติหน้าที่ด้านความปลอดภัยได้ เครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด (BWR) จึงใช้ระบบความปลอดภัยสำรอง โดยอาศัยกลไกการทำงานที่แตกต่างกันและแยกจากกันในเชิงพื้นที่

หลังจากหยุดการทำงานของปฏิกิริยาฟิชชันฉุกเฉิน ความร้อนยังคงเกิดขึ้นภายในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์เนื่องจากการสลายตัวของสารกัมมันตรังสีในผลิตภัณฑ์ฟิชชันและวัสดุที่ถูกกระตุ้นโดยการดูดซับนิวตรอนความร้อนจากการสลายตัวของแกนเครื่องปฏิกรณ์มีค่าประมาณหลายสิบเมกะวัตต์ (ขึ้นอยู่กับกำลังการทำงานและระยะเวลาการทำงานของแกน) ซึ่งเพียงพอที่จะก่อให้เกิดความเสียหายอย่างร้ายแรงหรือแม้กระทั่งการหลอมละลาย เพื่อป้องกันกรณีดังกล่าว ระบบความปลอดภัยที่จัดอยู่ในกลุ่มระบบระบายความร้อนแกนเครื่องปฏิกรณ์ฉุกเฉิน (ECCS) จึงถูกจัดเตรียมไว้เพื่อระบายความร้อนโดยการฉีดน้ำหล่อเย็น

แท่งเชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์จะถูกเปลี่ยนเป็นครั้งคราวโดยการย้ายจากถังความดันของเครื่องปฏิกรณ์ไปยังบ่อเก็บเชื้อเพลิงใช้แล้ว วงจรเชื้อเพลิงโดยทั่วไปใช้เวลา 12–24 เดือน โดยมีการเปลี่ยนชุดเชื้อเพลิงประมาณหนึ่งในสามถึงหนึ่งในห้าในช่วงการหยุดซ่อมบำรุงเพื่อเติมเชื้อเพลิง ชุดเชื้อเพลิงที่เหลือจะถูกย้ายไปยังตำแหน่งใหม่ในแกนกลางของเครื่องปฏิกรณ์เพื่อเพิ่มประสิทธิภาพและกำลังการผลิตให้สูงสุดในวงจรเชื้อเพลิงถัดไป

เนื่องจากมีความร้อนทั้งทางรังสีและความร้อนสูง การเคลื่อนย้ายจึงทำโดยใช้เครนและใต้น้ำ ด้วยเหตุนี้ สระเก็บเชื้อเพลิงใช้แล้วจึงอยู่เหนือเครื่องปฏิกรณ์ในระบบทั่วไป สระเหล่านี้ถูกปกคลุมด้วยน้ำที่มีความสูงหลายเท่า และจัดเก็บในรูปแบบโครงสร้างที่แข็งแรงซึ่งมีการควบคุมรูปทรงเรขาคณิตเพื่อหลีกเลี่ยงภาวะวิกฤต ในภัยพิบัตินิวเคลียร์ฟุกุชิมะไดอิจิปัญหานี้เกิดขึ้นเนื่องจากน้ำสูญหาย (เนื่องจากได้รับความร้อนจากเชื้อเพลิงใช้แล้ว) จากสระเก็บเชื้อเพลิงใช้แล้วหนึ่งสระหรือมากกว่านั้น และแผ่นดินไหวอาจเปลี่ยนแปลงรูปทรงเรขาคณิตได้ ข้อเท็จจริงที่ว่าปลอกหุ้มแท่งเชื้อเพลิงเป็นโลหะผสมเซอร์โคเนียมก็เป็นปัญหาเช่นกัน เนื่องจากธาตุนี้สามารถทำปฏิกิริยากับไอน้ำที่อุณหภูมิสูงกว่า 1,500 K (1,230 °C) เพื่อผลิตไฮโดรเจน^{[ 4 ] [ 5 ]} ซึ่งสามารถติดไฟได้กับออกซิเจนในอากาศ โดยปกติแท่งเชื้อเพลิงจะถูกรักษาให้เย็นเพียงพอในเครื่องปฏิกรณ์และสระเก็บเชื้อเพลิงใช้แล้ว จึงไม่เป็นปัญหา และปลอกหุ้มยังคงสภาพสมบูรณ์ตลอดอายุการใช้งานของแท่ง

แนวคิดเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือด (BWR) ได้รับการพัฒนาขึ้นหลังจากแนวคิดเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำอัดความดัน (PWR) เล็กน้อย การพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์ BWR เริ่มขึ้นในช่วงต้นทศวรรษ 1950 และเป็นการร่วมมือกันระหว่างบริษัทเจเนอรัลอิเล็กทริก (GE) และห้องปฏิบัติการแห่งชาติหลายแห่งของสหรัฐอเมริกา

การวิจัยด้านพลังงานนิวเคลียร์ในสหรัฐอเมริกา นำโดยเหล่าทัพทั้งสาม กองทัพเรือเล็งเห็นถึงความเป็นไปได้ในการเปลี่ยนเรือดำน้ำให้เป็นยานใต้น้ำที่ใช้งานได้ตลอดเวลา และเรือที่สามารถแล่นรอบโลกได้โดยไม่ต้องเติมเชื้อเพลิง จึงแต่งตั้งกัปตันไฮแมน ริคโอเวอร์ให้ดูแลโครงการพลังงานนิวเคลียร์ของกองทัพเรือ ริคโอเวอร์เลือกใช้เครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำอัดความดัน (PWR) สำหรับกองทัพเรือ เนื่องจากนักวิจัยรุ่นแรกๆ ในด้านพลังงานนิวเคลียร์เกรงว่าการผลิตไอน้ำโดยตรงภายในเครื่องปฏิกรณ์จะทำให้เกิดความไม่เสถียร ในขณะที่พวกเขารู้ว่าการใช้น้ำแรงดันสูงจะใช้ได้ผลอย่างแน่นอนในฐานะวิธีการถ่ายเทความร้อน ความกังวลนี้ทำให้ความพยายามในการวิจัยพลังงานนิวเคลียร์ครั้งแรกของสหรัฐฯ มุ่งเน้นไปที่เครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำอัดความดัน (PWR) ซึ่งเหมาะสมอย่างยิ่งสำหรับเรือรบ (โดยเฉพาะเรือดำน้ำ) เนื่องจากพื้นที่จำกัด และเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำอัดความดัน (PWR) สามารถสร้างให้มีขนาดกะทัดรัดและมีกำลังสูงเพียงพอที่จะติดตั้งในเรือดังกล่าวได้

แต่นักวิจัยคนอื่นๆ ต้องการตรวจสอบว่าความไม่เสถียรที่คาดว่าจะเกิดขึ้นจากน้ำเดือดในแกนปฏิกรณ์นั้นจะก่อให้เกิดความไม่เสถียรจริงหรือไม่ ในช่วงการพัฒนาปฏิกรณ์ในระยะแรก วิศวกรกลุ่มเล็กๆ ได้เพิ่มระดับพลังงานของปฏิกรณ์ในปฏิกรณ์ทดลองโดยไม่ได้ตั้งใจจนถึงระดับที่น้ำเดือดอย่างรวดเร็ว ซึ่งทำให้ปฏิกรณ์หยุดทำงาน แสดงให้เห็นถึงคุณสมบัติการควบคุมตนเองที่เป็นประโยชน์ในสถานการณ์ฉุกเฉิน โดยเฉพาะอย่างยิ่งSamuel Untermyer IIนักวิจัยที่ห้องปฏิบัติการแห่งชาติ Argonneได้เสนอและดูแลการทดลองหลายชุด: การทดลอง BORAXเพื่อดูว่าปฏิกรณ์น้ำเดือดจะสามารถนำมาใช้ในการผลิตพลังงานได้หรือไม่ เขาพบว่ามันเป็นไปได้ หลังจากนำปฏิกรณ์ของเขาไปทดสอบอย่างเข้มงวด ซึ่งพิสูจน์หลักการด้านความปลอดภัยของ BWR ^{[ 6 ]}

หลังจากการทดสอบชุดนี้ GE ได้เข้ามามีส่วนร่วมและร่วมมือกับห้องปฏิบัติการแห่งชาติอาร์กอน^{[ 7 ]}เพื่อนำเทคโนโลยีนี้ออกสู่ตลาด มีการทดสอบขนาดใหญ่ขึ้นในช่วงปลายทศวรรษ 1950/ต้น/กลางทศวรรษ 1960 ซึ่งใช้ไอน้ำจากระบบหม้อไอน้ำนิวเคลียร์ที่สร้างขึ้นโดยตรง (หลัก) เพียงบางส่วนเพื่อป้อนกังหัน และรวมเอาเครื่องแลกเปลี่ยนความร้อนสำหรับการสร้างไอน้ำรองเพื่อขับเคลื่อนส่วนต่างๆ ของกังหัน เอกสารไม่ได้ระบุว่าเหตุใดจึงเป็นเช่นนั้น แต่ได้ตัดออกไปในรุ่นการผลิตของ BWR

ภาพตัดขวางของโครงสร้างกักเก็บเชื้อเพลิงแบบ BWR Mark I ทั่วไป

ภาพแสดงบ่อพักน้ำแห้งและบ่อพักน้ำเปียก ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์บราวน์สเฟอร์รีหน่วยที่ 1 ซึ่งอยู่ระหว่างการก่อสร้าง เป็นโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบ BWR/4 ที่ใช้ระบบกักเก็บแบบ Mark I ด้านหน้าสุดคือฝาปิดของบ่อพักน้ำแห้งหรือภาชนะบรรจุหลัก (PCV)

เครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดรุ่นแรกที่ใช้ในการผลิตนั้น ได้มีการพัฒนาคุณลักษณะเฉพาะและโดดเด่นของเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดอย่างค่อยเป็นค่อยไป ได้แก่ วงแหวน (ใช้สำหรับดับไอน้ำในกรณีที่เกิดสภาวะฉุกเฉินที่ต้องดับไอน้ำ) รวมถึงบ่อแห้ง การยกเลิกเครื่องแลกเปลี่ยนความร้อน เครื่องอบแห้งไอน้ำ รูปแบบโดยรวมที่เป็นเอกลักษณ์ของอาคารเครื่องปฏิกรณ์ และการกำหนดมาตรฐานของระบบควบคุมและระบบความปลอดภัยของเครื่องปฏิกรณ์ เครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดรุ่นแรกที่ผลิตโดยบริษัทเจเนอรัลอิเล็กทริก ( GE ) นั้น พัฒนาผ่านขั้นตอนการออกแบบซ้ำๆ 6 ขั้นตอน โดยแต่ละขั้นตอนเรียกว่า BWR/1 ถึง BWR/6 (BWR/4, BWR/5 และ BWR/6 เป็นประเภทที่ใช้กันมากที่สุดในปัจจุบัน) เครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดส่วนใหญ่ที่ใช้งานอยู่ทั่วโลกอยู่ในขั้นตอนการออกแบบใดขั้นตอนหนึ่งเหล่านี้

• เครื่องปฏิกรณ์แบบไบแอสเวอริเคิล (BWR) รุ่นที่ 1: BWR/1 พร้อมระบบกักเก็บน้ำแบบ Mark I
• เครื่องปฏิกรณ์แบบ BWR รุ่นที่ 2: BWR/2, BWR/3 และ BWR/4 บางรุ่นที่มีระบบควบคุมมลพิษแบบ Mark I ส่วน BWR/4 และ BWR/5 รุ่นอื่นๆ มีระบบควบคุมมลพิษแบบ Mark-II
• BWR รุ่นที่ 3: BWR/6 พร้อมบรรจุภัณฑ์ Mark-III

มีการสร้างรูปแบบการกักเก็บโดยใช้คอนกรีตหรือเหล็กสำหรับระบบกักเก็บหลัก บ่อแห้ง และบ่อเปียกในรูปแบบต่างๆ กัน^{[ 8 ]}

นอกจากแบบของ GE แล้ว ยังมีแบบอื่นๆ จาก ABB (Asea-Atom), MITSU, Toshiba และ KWU (Kraftwerk Union) ดู ราย ละเอียด ได้ ใน รายชื่อเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือด

เครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดขั้นสูง (ABWR) เป็นเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดแบบใหม่ที่ได้รับการออกแบบใหม่ โดย ABWR ได้รับการพัฒนาในช่วงปลายทศวรรษ 1980 และต้นทศวรรษ 1990 และได้รับการปรับปรุงเพิ่มเติมมาจนถึงปัจจุบัน ABWR ได้รวมเอาเทคโนโลยีขั้นสูงเข้าไว้ในการออกแบบ ซึ่งรวมถึงการควบคุมด้วยคอมพิวเตอร์ ระบบอัตโนมัติของโรงงาน การถอด การเคลื่อนที่ และการใส่แท่งควบคุม การสูบน้ำภายในแกนกลาง และความปลอดภัยทางนิวเคลียร์ เพื่อให้ได้การปรับปรุงที่ดีกว่าเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดแบบดั้งเดิมที่ผลิตออกมา โดยมีกำลังการผลิตสูง (1350 MWe ต่อเครื่องปฏิกรณ์) และความน่าจะเป็นที่จะเกิดความเสียหายต่อแกนกลางลดลงอย่างมาก ที่สำคัญที่สุดคือ ABWR ได้รับการออกแบบให้เป็นมาตรฐานอย่างสมบูรณ์ ซึ่งสามารถผลิตได้ในปริมาณมาก^{[ 9 ]}

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบ ABWR ได้รับการอนุมัติจากคณะกรรมการกำกับดูแลนิวเคลียร์แห่งสหรัฐอเมริกาให้ผลิตเป็นแบบมาตรฐานในช่วงต้นทศวรรษ 1990 ต่อมามีการสร้างเครื่องปฏิกรณ์ ABWR จำนวนมากในญี่ปุ่น ความสำเร็จของเครื่องปฏิกรณ์ ABWR ในญี่ปุ่นได้กระตุ้นให้เกิดการควบรวมกิจการระหว่างแผนกพลังงานนิวเคลียร์ของ General Electric กับแผนกพลังงานนิวเคลียร์ของ Hitachi Corporation ก่อตั้งเป็น GE Hitachi Nuclear Energy (ปัจจุบันคือGE Vernova Hitachi Nuclear Energy ) ซึ่งเป็นผู้พัฒนาเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบ BWR รายใหญ่ของโลก

ควบคู่ไปกับการพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดแบบเบา (ABWR) บริษัทเจเนอรัลอิเล็กทริกยังได้พัฒนาแนวคิดที่แตกต่างออกไป ซึ่งรู้จักกันในชื่อเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดแบบง่าย (SBWR) เครื่องปฏิกรณ์ ไฟฟ้าขนาดเล็ก 600 เมกะวัตต์นี้มีความโดดเด่นตรงที่ได้นำหลักการออกแบบ " ความปลอดภัยแบบพาสซีฟ " มาใช้เป็นครั้งแรกในเครื่องปฏิกรณ์น้ำเบา แนวคิดของความปลอดภัยแบบพาสซีฟหมายความว่า เครื่องปฏิกรณ์นี้ ไม่จำเป็นต้องใช้ระบบแอคทีฟ เช่น ปั๊มฉีดฉุกเฉิน เพื่อรักษาระดับความปลอดภัยของเครื่องปฏิกรณ์ แต่ได้รับการออกแบบให้กลับสู่สภาวะปลอดภัยได้ด้วยการทำงานของแรงธรรมชาติเพียงอย่างเดียว หากเกิดเหตุการณ์ฉุกเฉินที่เกี่ยวข้องกับความปลอดภัย

ตัวอย่างเช่น หากเครื่องปฏิกรณ์ร้อนเกินไป ระบบจะทำงานโดยการปล่อยสารดูดซับนิวตรอนที่ละลายได้ (โดยทั่วไปคือสารละลายของวัสดุที่มีโบรอน หรือสารละลายของบอแรกซ์ ) หรือวัสดุที่ขัดขวางปฏิกิริยาลูกโซ่โดยการดูดซับนิวตรอน เข้าไปในแกนเครื่องปฏิกรณ์ ถังที่บรรจุสารดูดซับนิวตรอนที่ละลายได้จะอยู่เหนือเครื่องปฏิกรณ์ และเมื่อระบบทำงาน สารละลายดูดซับจะไหลเข้าสู่แกนเครื่องปฏิกรณ์ด้วยแรงโน้มถ่วง และทำให้ปฏิกิริยาหยุดลงเกือบสมบูรณ์ อีกตัวอย่างหนึ่งคือระบบคอนเดนเซอร์แยกส่วนซึ่งอาศัยหลักการของน้ำร้อน/ไอน้ำที่ลอยขึ้นเพื่อนำสารหล่อเย็นร้อนเข้าไปในเครื่องแลกเปลี่ยนความร้อนขนาดใหญ่ที่อยู่เหนือเครื่องปฏิกรณ์ในถังน้ำลึกมาก จึงทำให้สามารถกำจัดความร้อนส่วนเกินได้อีกตัวอย่างหนึ่งคือการละเว้นปั๊มหมุนเวียนภายในแกนเครื่องปฏิกรณ์ ปั๊มเหล่านี้ใช้ในแบบจำลอง BWR อื่นๆ เพื่อให้น้ำหล่อเย็นไหลเวียนอยู่เสมอ แต่มีราคาแพง ซ่อมแซมยาก และอาจชำรุดได้ในบางครั้ง เพื่อเพิ่มความน่าเชื่อถือ เครื่องปฏิกรณ์ ABWR จึงติดตั้งปั๊มหมุนเวียนน้ำอย่างน้อย 10 ตัว เพื่อให้แม้ว่าจะมีปั๊มบางตัวเสีย ก็ยังมีจำนวนที่ใช้งานได้เพียงพอที่จะไม่ต้องปิดระบบโดยไม่ได้วางแผนไว้ล่วงหน้า และสามารถซ่อมแซมปั๊มได้ในระหว่างการหยุดซ่อมบำรุงเพื่อเติมเชื้อเพลิงครั้งต่อไป ในทางกลับกัน ผู้ออกแบบเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดแบบง่ายใช้การวิเคราะห์ความร้อนในการออกแบบแกนเครื่องปฏิกรณ์เพื่อให้การไหลเวียนตามธรรมชาติ (น้ำเย็นไหลลง น้ำร้อนไหลขึ้น) นำน้ำไปยังใจกลางแกนเพื่อต้มให้เดือด

ผลลัพธ์สุดท้ายของระบบความปลอดภัยแบบพาสซีฟของเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดแบบง่าย (SBWR) คือเครื่องปฏิกรณ์ที่ไม่ต้องมีการแทรกแซงจากมนุษย์ในกรณีที่เกิดเหตุการณ์ฉุกเฉินด้านความปลอดภัยครั้งใหญ่เป็นเวลาอย่างน้อย 48 ชั่วโมงหลังเกิดเหตุการณ์นั้น จากนั้นจึงจำเป็นต้องเติมน้ำหล่อเย็นในถังที่อยู่นอกเครื่องปฏิกรณ์โดยสิ้นเชิง แยกออกจากระบบระบายความร้อน และออกแบบมาเพื่อระบายความร้อนส่วนเกินของเครื่องปฏิกรณ์ผ่านการระเหยเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดแบบง่ายนี้ ได้ถูกเสนอต่อ คณะกรรมการกำกับดูแลนิวเคลียร์แห่งสหรัฐอเมริกา (NUCBR ) แต่ถูกถอนออกก่อนที่จะได้รับการอนุมัติ อย่างไรก็ตาม แนวคิดนี้ยังคงน่าสนใจสำหรับนักออกแบบของ General Electric และเป็นพื้นฐานสำหรับการพัฒนาในอนาคต

ในช่วงเวลาตั้งแต่ปลายทศวรรษ 1990 วิศวกรของ GE ได้เสนอให้รวมคุณสมบัติของการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดขั้นสูงเข้ากับคุณสมบัติด้านความปลอดภัยที่โดดเด่นของการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดแบบง่าย พร้อมทั้งขยายขนาดการออกแบบที่ได้ให้มีขนาดใหญ่ขึ้นเป็น 1,600  MWe (4,500 MWth) การออกแบบ เครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดแบบง่ายเชิงเศรษฐกิจ (ESBWR) นี้ได้ถูกส่งไปยังคณะกรรมการกำกับดูแลนิวเคลียร์แห่งสหรัฐอเมริกาเพื่อขออนุมัติในเดือนเมษายน 2005 และได้รับการรับรองการออกแบบจาก NRC ในเดือนกันยายน 2014 ^{[ 10 ]}

รายงานระบุว่า การออกแบบนี้ได้รับการโฆษณาว่ามีความน่าจะเป็นที่จะเกิดความเสียหายที่แกนกลางเพียง 3×10 ⁻⁸เหตุการณ์ความเสียหายที่แกนกลางต่อปีของเครื่องปฏิกรณ์ นั่นคือ จะต้องมีเครื่องปฏิกรณ์ ESBWR จำนวน 3 ล้านเครื่องที่ใช้งานอยู่ก่อนที่จะคาดหวังว่าจะเกิดเหตุการณ์ความเสียหายที่แกนกลางเพียงครั้งเดียวในช่วงอายุการใช้งาน 100 ปี การออกแบบ BWR รุ่นก่อนหน้าอย่าง BWR/4 มีความน่าจะเป็นที่จะเกิดความเสียหายที่แกนกลางสูงถึง 1×10 ⁻⁵เหตุการณ์ความเสียหายที่แกนกลางต่อปีของเครื่องปฏิกรณ์^{[ 11 ]} ความน่าจะเป็นที่จะเกิดความเสียหาย ที่แกนกลางที่ต่ำเป็นพิเศษสำหรับ ESBWR นี้สูงกว่า LWR ขนาดใหญ่อื่นๆ ในตลาดมาก

• ตัวถังปฏิกรณ์และส่วนประกอบที่เกี่ยวข้องทำงานที่ความดันต่ำกว่ามาก โดยอยู่ที่ประมาณ 70–75 บาร์ (1,020–1,090 psi) เมื่อเทียบกับประมาณ 155 บาร์ (2,250 psi) ในเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำอัดความดัน (PWR)
• ถังความดันได้รับรังสีน้อยกว่าเมื่อเทียบกับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำอัดความดัน ดังนั้นจึงไม่เปราะบางเมื่อเวลาผ่านไป
• เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำอัดความดันทำงานที่อุณหภูมิเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ต่ำกว่า โดยส่วนใหญ่เกิดจากการถ่ายเทความร้อนโดยความร้อนแฝงของการระเหยซึ่งแตกต่างจากความร้อนสัมผัสในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ แบบน้ำอัดความดัน
• เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบ BWR มีชิ้นส่วนโลหะขนาดใหญ่และส่วนประกอบโดยรวมน้อยลง เนื่องจากไม่มีเครื่องกำเนิดไอน้ำและถังแรงดัน รวมถึงปั๊มวงจรหลักที่เกี่ยวข้อง (เครื่องปฏิกรณ์แบบ BWR รุ่นเก่ามีวงจรหมุนเวียนภายนอก แต่ท่อเหล่านี้ก็ถูกกำจัดออกไปในเครื่องปฏิกรณ์แบบ BWR รุ่นใหม่ เช่นเครื่องปฏิกรณ์แบบ ABWR ) นอกจากนี้ยังทำให้เครื่องปฏิกรณ์แบบ BWR ใช้งานง่ายกว่าด้วย
• มีความเสี่ยง (ความน่าจะเป็น) ต่ำกว่าที่จะเกิดการรั่วไหลจนทำให้สารหล่อเย็นรั่วไหล เมื่อเทียบกับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำอัดความดัน และมีความเสี่ยงต่ำกว่าที่จะเกิดความเสียหายต่อแกนกลางหากเกิดการรั่วไหลดังกล่าว เนื่องจากมีท่อจำนวนน้อยกว่า ท่อขนาดใหญ่มีจำนวนน้อยกว่า รอยเชื่อมมีจำนวนน้อยกว่า และไม่มีท่อในเครื่องกำเนิดไอน้ำ
• การประเมินศักยภาพความผิดพลาดที่จำกัดของ NRC ระบุว่า หากเกิดความผิดพลาดดังกล่าวขึ้น โรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบ BWR โดยเฉลี่ยจะมีโอกาสได้รับความเสียหายที่แกนกลางน้อยกว่าโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบ PWR โดยเฉลี่ย เนื่องจากความแข็งแกร่งและระบบสำรองของระบบระบายความร้อนแกนกลางฉุกเฉิน (ECCS )
• การวัดระดับน้ำในถังแรงดันนั้นเหมือนกันทั้งในสภาวะปกติและสภาวะฉุกเฉิน ซึ่งส่งผลให้สามารถประเมินสภาวะฉุกเฉินได้อย่างง่ายดายและเป็นธรรมชาติ
• สามารถทำงานได้ที่ระดับความหนาแน่นพลังงานแกนกลางที่ต่ำกว่า โดยใช้การไหลเวียนตามธรรมชาติโดยไม่ต้องใช้การไหลเวียนแบบบังคับ
• เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบ BWR อาจได้รับการออกแบบให้ทำงานโดยใช้เพียงการไหลเวียนตามธรรมชาติ เพื่อกำจัดปั๊มหมุนเวียน (การออกแบบ ESBWR แบบใหม่ใช้การไหลเวียนตามธรรมชาติ)
• เครื่องปฏิกรณ์แบบ BWR ไม่ใช้กรดบอริกในการควบคุมการเผาไหม้ของฟิสชันเพื่อหลีกเลี่ยงการผลิตทริเทียม (การปนเปื้อนของกังหัน) ^{[ 2 ]}ซึ่งส่งผลให้มีโอกาสเกิดการกัดกร่อนภายในถังปฏิกรณ์และท่อน้อยลง (การกัดกร่อนจากกรดบอริกต้องได้รับการตรวจสอบอย่างระมัดระวังในเครื่องปฏิกรณ์แบบ PWR มีการพิสูจน์แล้วว่าการกัดกร่อนของหัวถังปฏิกรณ์สามารถเกิดขึ้นได้หากหัวถังปฏิกรณ์ไม่ได้รับการบำรุงรักษาอย่างเหมาะสม ดูDavis-Besseเนื่องจากเครื่องปฏิกรณ์แบบ BWR ไม่ใช้กรดบอริก ความเสี่ยงเหล่านี้จึงหมดไป)
• การควบคุมพลังงานโดยการลดความหนาแน่นของตัวหน่วง (ฟองไอในน้ำ) แทนที่จะเพิ่มตัวดูดซับนิวตรอน (กรดบอริกใน PWR) ทำให้เกิดการสร้าง U-238 โดยนิวตรอนเร็ว ทำให้เกิด Pu-239 ที่สามารถแตกตัวได้^{[ 2 ]}
  • ผลกระทบนี้จะทวีความรุนแรงมากขึ้นในเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดที่มีการหน่วงปฏิกิริยาลดลงส่งผลให้ได้เครื่องปฏิกรณ์น้ำเบาที่มีการใช้เชื้อเพลิงอย่างมีประสิทธิภาพมากขึ้นและมีกากกัมมันตรังสีที่มีอายุยืนยาวลดลง ซึ่งเป็นลักษณะเฉพาะของเครื่องปฏิกรณ์แบบโซเดียมบรีดเดอร์
• โดยทั่วไปแล้วเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบ BWR จะมี ระบบสำรอง N -2 ในระบบความปลอดภัยหลัก ซึ่งโดยปกติประกอบด้วยส่วนประกอบสี่ "ชุด" หมายความว่าส่วนประกอบของระบบความปลอดภัยสองในสี่ส่วนสามารถล้มเหลวได้ และระบบก็ยังคงทำงานได้หากถูกเรียกใช้งาน
• เนื่องจากมีผู้ผลิตรายใหญ่เพียงรายเดียว (GE/Hitachi) โรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบ BWR ในปัจจุบันจึงมีดีไซน์ที่คาดเดาได้และเป็นไปในทิศทางเดียวกัน แม้ว่าจะไม่ได้เป็นมาตรฐานอย่างสมบูรณ์ แต่โดยทั่วไปแล้วก็มีความคล้ายคลึงกันมาก ในขณะที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบ ABWR/ESBWR มีดีไซน์ที่เป็นมาตรฐานอย่างสมบูรณ์ การขาดมาตรฐานยังคงเป็นปัญหาสำหรับโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบ PWR อย่างน้อยในสหรัฐอเมริกา มีตระกูลการออกแบบสามตระกูลที่ใช้กันอยู่ (Combustion Engineering, Westinghouse และ Babcock & Wilcox) และภายในตระกูลเหล่านี้ก็มีการออกแบบที่แตกต่างกันอย่างมาก อย่างไรก็ตาม บางประเทศอาจบรรลุระดับมาตรฐานที่สูงสำหรับโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบ PWR ได้เช่น ฝรั่งเศส
  • มีการเปิดตัวเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำแรงดันสูง (PWR) รุ่นใหม่ๆ เพิ่มเติม ตัวอย่างเช่นเครื่องปฏิกรณ์ APWR ของมิตซูบิชิ , US- EPR ของอารีวา และเครื่องปฏิกรณ์AP1000 / AP600 ของเวสติงเฮาส์ จะเพิ่มความหลากหลายและความซับซ้อนให้กับกลุ่มเครื่องปฏิกรณ์ที่มีความหลากหลายอยู่แล้ว และอาจทำให้ลูกค้าที่ต้องการความเสถียรและความแน่นอนหันไปมองหาเครื่องปฏิกรณ์แบบอื่น เช่น เครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด (BWR)
• เครื่องปฏิกรณ์แบบ BWR มีสัดส่วนมากเกินไปในการนำเข้า เมื่อประเทศผู้นำเข้าไม่มีกองทัพเรือนิวเคลียร์ (เครื่องปฏิกรณ์แบบ PWR เป็นที่นิยมในประเทศที่มีกองทัพเรือนิวเคลียร์ เนื่องจากมีขนาดกะทัดรัด กำลังสูง เหมาะสำหรับเรือรบพลังงานนิวเคลียร์ และเนื่องจากเครื่องปฏิกรณ์สำหรับเรือรบโดยทั่วไปไม่ได้ส่งออก จึงทำให้เกิดการพัฒนาทักษะภายในประเทศในการออกแบบ สร้าง และใช้งานเครื่องปฏิกรณ์แบบ PWR) นี่อาจเป็นเพราะเครื่องปฏิกรณ์แบบ BWR เหมาะอย่างยิ่งสำหรับการใช้งานอย่างสันติ เช่น การผลิตไฟฟ้า การทำความร้อนในกระบวนการผลิต/อุตสาหกรรม/เขต และการผลิตน้ำจืดเนื่องจากต้นทุนต่ำ ความเรียบง่าย และเน้นความปลอดภัย ซึ่งแลกมาด้วยขนาดที่ใหญ่กว่าและประสิทธิภาพเชิงความร้อนที่ต่ำกว่าเล็กน้อย
  • ประเทศสวีเดนใช้เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบ BWR เป็นหลักในการกำหนดมาตรฐาน
  • โรงไฟฟ้านิวเคลียร์สองแห่ง ของเม็กซิโกเป็นโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบน้ำเดือด (BWR)
  • ญี่ปุ่นได้ทดลองใช้ทั้งเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำแรงดันสูง (PWR) และเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด (BWR) แต่ส่วนใหญ่ที่สร้างในปัจจุบันเป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด โดยเฉพาะอย่างยิ่งเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือดสูง (ABWR)
  • ในการประกวดออกแบบเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบ PWR รุ่นที่ 2 ของสหราชอาณาจักรในช่วงต้นทศวรรษ 1960 นั้น เครื่องปฏิกรณ์แบบ PWR ไม่ได้ผ่านเข้ารอบสุดท้ายด้วยซ้ำ ซึ่งเป็นการแข่งขันระหว่างเครื่องปฏิกรณ์แบบ BWR (ซึ่งได้รับความนิยมมากกว่าเนื่องจากมีดีไซน์ที่เข้าใจง่าย รวมถึงมีความคาดเดาได้และ "น่าเบื่อ") กับเครื่องปฏิกรณ์ แบบ AGRซึ่งเป็นดีไซน์เฉพาะของอังกฤษ ดีไซน์ที่ออกแบบโดยคนอังกฤษเองเป็นผู้ชนะ อาจเป็นเพราะคุณสมบัติทางเทคนิค หรืออาจเป็นเพราะใกล้ถึงการเลือกตั้งทั่วไป ในทศวรรษ 1980 CEGB ได้สร้างเครื่องปฏิกรณ์แบบ PWR ชื่อSizewell Bขึ้น มา

• เครื่องปฏิกรณ์แบบ BWR ต้องการการคำนวณที่ซับซ้อนกว่าในการจัดการการใช้เชื้อเพลิงนิวเคลียร์ระหว่างการทำงาน เนื่องจาก "การไหลของของเหลวสองเฟส (น้ำและไอน้ำ)" ในส่วนบนของแกนเครื่องปฏิกรณ์ นอกจากนี้ยังต้องการอุปกรณ์วัดเพิ่มเติมในแกนเครื่องปฏิกรณ์ด้วย
• ถังความดันของเครื่องปฏิกรณ์มีขนาดใหญ่กว่าเครื่องปฏิกรณ์แบบ PWR ที่มีกำลังใกล้เคียงกัน ส่งผลให้ต้นทุนสูงขึ้นตามไปด้วย โดยเฉพาะอย่างยิ่งสำหรับรุ่นเก่าที่ยังคงใช้เครื่องกำเนิดไอน้ำหลักและท่อส่งที่เกี่ยวข้อง
• การปนเปื้อนของกังหันด้วย ผลิตภัณฑ์จากการกระตุ้นที่มีอายุสั้นหมายความว่าจำเป็นต้องมีการป้องกันและควบคุมการเข้าถึงรอบกังหันไอน้ำในระหว่างการทำงานปกติ เนื่องจากระดับรังสีที่เกิดขึ้นจากไอน้ำที่เข้ามาโดยตรงจากแกนปฏิกรณ์ นี่เป็นข้อกังวลเล็กน้อย เนื่องจากรังสีส่วนใหญ่เกิดจากไนโตรเจน-16 (การกระตุ้นออกซิเจนในน้ำ) ซึ่งมีครึ่งชีวิต 7.1 วินาที ทำให้สามารถเข้าไปในห้องกังหันได้ภายในไม่กี่นาทีหลังจากการปิดระบบ ประสบการณ์มากมายแสดงให้เห็นว่าการบำรุงรักษาในระหว่างการปิดระบบของกังหัน คอนเดนเสท และส่วนประกอบน้ำป้อนของเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด (BWR) สามารถดำเนินการได้เช่นเดียวกับโรงไฟฟ้าพลังงานฟอสซิล
• แม้ว่าเครื่องปฏิกรณ์ BWR ในปัจจุบันจะถือว่า^{[ 1 ]}มีโอกาสน้อยกว่าที่จะได้รับความเสียหายที่แกนกลางจากความผิดพลาดที่จำกัด "1 ใน 100,000 ปีของเครื่องปฏิกรณ์" เมื่อเทียบกับเครื่องปฏิกรณ์ PWR ในปัจจุบัน (เนื่องจากความแข็งแกร่งและความซ้ำซ้อนของ ECCS ที่เพิ่มขึ้น) แต่ก็มีข้อกังวลเกิดขึ้นเกี่ยวกับความสามารถในการกักเก็บแรงดันของโครงสร้างกักเก็บ Mark I ที่สร้างขึ้นโดยไม่ได้ดัดแปลง – ว่าอาจไม่เพียงพอที่จะกักเก็บแรงดันที่เกิดจากความผิดพลาดที่จำกัดร่วมกับการทำงานล้มเหลวของ ECCS อย่างสมบูรณ์ ซึ่งส่งผลให้เกิดความเสียหายที่แกนกลางอย่างรุนแรง ในสถานการณ์ความล้มเหลวสองประการนี้ ซึ่งสันนิษฐานว่าไม่น่าจะเกิดขึ้นอย่างยิ่งก่อนเกิดอุบัติเหตุนิวเคลียร์ฟุกุชิมะ 1โครงสร้างกักเก็บ Mark I ที่ไม่ได้ดัดแปลงอาจทำให้เกิดการปล่อยสารกัมมันตรังสีในระดับหนึ่ง ซึ่งคาดว่าจะบรรเทาลงได้ด้วยการดัดแปลงโครงสร้างกักเก็บ Mark I กล่าวคือ การเพิ่มระบบระบายก๊าซ ซึ่งหากแรงดันภายในโครงสร้างกักเก็บเกินจุดวิกฤตที่กำหนดไว้ จะช่วยให้สามารถระบายก๊าซที่เพิ่มแรงดันได้อย่างเป็นระเบียบหลังจากที่ก๊าซผ่านตัวกรองคาร์บอนกัมมันต์ที่ออกแบบมาเพื่อดักจับสารกัมมันตรังสี^{[ 12 ]}

• สำหรับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือด (BWR) ในปัจจุบัน แท่งควบคุมจะถูกใส่จากด้านล่าง มีแหล่งพลังงานไฮดรอลิกสองแหล่งที่สามารถขับเคลื่อนแท่งควบคุมเข้าไปในแกนกลางของเครื่องปฏิกรณ์ BWR ในสภาวะฉุกเฉินได้ ได้แก่ ถังสะสมแรงดันไฮดรอลิกเฉพาะ และแรงดันภายในถังความดันของเครื่องปฏิกรณ์ โดยทั้งถังสะสมแรงดันเฉพาะ (หนึ่งถังต่อแท่ง) หรือแรงดันภายในเครื่องปฏิกรณ์ก็สามารถดันแท่งควบคุมเข้าไปในแกนกลางได้อย่างสมบูรณ์ เครื่องปฏิกรณ์ประเภทอื่นส่วนใหญ่ใช้แท่งควบคุมแบบใส่จากด้านบน ซึ่งถูกยึดไว้ในตำแหน่งดึงออกโดยแม่เหล็กไฟฟ้า ทำให้แท่งควบคุมตกลงไปในเครื่องปฏิกรณ์ด้วยแรงโน้มถ่วงหากไฟฟ้าดับ ข้อดีนี้ถูกหักล้างบางส่วนด้วยข้อเท็จจริงที่ว่า แรงไฮดรอลิกให้แรงดันแท่งควบคุมมากกว่าแรงโน้มถ่วงมาก และด้วยเหตุนี้ แท่งควบคุมของเครื่องปฏิกรณ์ BWR จึงมีโอกาสน้อยที่จะติดขัดในตำแหน่งที่ใส่เข้าไปไม่สนิทเนื่องจากความเสียหายต่อช่องแท่งควบคุมในเหตุการณ์แกนกลางเสียหาย การใส่แท่งควบคุมจากด้านล่างยังช่วยให้สามารถเติมเชื้อเพลิงได้โดยไม่ต้องถอดแท่งควบคุมและระบบขับเคลื่อนออก รวมถึงการทดสอบระบบแท่งควบคุมด้วยถังความดันที่เปิดอยู่ระหว่างการเติมเชื้อเพลิงด้วย

การเริ่มต้นการทำงานของเครื่องปฏิกรณ์ ( ภาวะวิกฤต ) เกิดขึ้นได้โดยการดึงแท่งควบคุมออกจากแกนกลางเพื่อเพิ่มปฏิกิริยาของแกนกลางให้ถึงระดับที่เห็นได้ชัดว่าปฏิกิริยาลูกโซ่นิวเคลียร์สามารถดำเนินต่อไปได้เอง ซึ่งเรียกว่า "การเข้าสู่ภาวะวิกฤต" การดึงแท่งควบคุมออกจะทำอย่างช้าๆ เพื่อตรวจสอบสภาวะของแกนกลางอย่างระมัดระวังขณะที่เครื่องปฏิกรณ์เข้าใกล้ภาวะวิกฤต เมื่อสังเกตเห็นว่าเครื่องปฏิกรณ์มีสภาวะเกินวิกฤตเล็กน้อย นั่นคือ กำลังของเครื่องปฏิกรณ์เพิ่มขึ้นเอง เครื่องปฏิกรณ์จะถูกประกาศว่าเข้าสู่ภาวะวิกฤตแล้ว

การเคลื่อนที่ของแท่งควบคุมจะดำเนินการโดยใช้ระบบควบคุมการขับเคลื่อนแท่งควบคุม เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือดรุ่นใหม่ เช่นABWRและESBWRรวมถึงเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือดของเยอรมนีและสวีเดนทั้งหมด ใช้ระบบควบคุมการเคลื่อนที่ละเอียด (Fine Motion Control Rod Drive) ซึ่งช่วยให้สามารถควบคุมแท่งควบคุมหลายแท่งพร้อมกันได้อย่างราบรื่นมาก ทำให้ผู้ควบคุมเครื่องปฏิกรณ์สามารถเพิ่มค่าปฏิกิริยาของแกนกลางได้อย่างสม่ำเสมอจนกระทั่งเครื่องปฏิกรณ์เข้าสู่สภาวะวิกฤต เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือดรุ่นเก่าใช้ระบบควบคุมแบบแมนนวล ซึ่งโดยทั่วไปจำกัดการควบคุมแท่งควบคุมเพียงหนึ่งหรือสี่แท่งในแต่ละครั้ง และทำได้เฉพาะผ่านตำแหน่งรอยบากที่มีช่วงห่างคงที่ระหว่างตำแหน่งเหล่านี้เท่านั้น เนื่องจากข้อจำกัดของระบบควบคุมแบบแมนนวล จึงเป็นไปได้ที่ในระหว่างการเริ่มต้นการทำงาน แกนกลางอาจอยู่ในสภาวะที่การเคลื่อนที่ของแท่งควบคุมเพียงแท่งเดียวอาจทำให้เกิดการเปลี่ยนแปลงค่าปฏิกิริยาแบบไม่เป็นเชิงเส้นอย่างมาก ซึ่งอาจทำให้เชื้อเพลิงร้อนจนถึงจุดที่เสียหาย (หลอมละลาย ติดไฟ อ่อนตัวลง ฯลฯ) ด้วยเหตุนี้ GE จึงได้พัฒนากฎชุดหนึ่งในปี 1977 ที่เรียกว่า BPWS (Banked Position Withdrawal Sequence) ซึ่งช่วยลดผลกระทบของการเคลื่อนที่ของแท่งควบคุมแต่ละแท่งให้น้อยที่สุด และป้องกันความเสียหายของเชื้อเพลิงในกรณีที่เกิดอุบัติเหตุแท่งควบคุมหลุด BPWS แบ่งแท่งควบคุมออกเป็นสี่กลุ่ม ได้แก่ A1, A2, B1 และ B2 จากนั้น แท่งควบคุม A หรือแท่งควบคุม B ทั้งหมดจะถูกดึงออกจนสุดตามลำดับที่กำหนดเพื่อสร้างรูปแบบ " กระดานหมากรุก " ต่อไป กลุ่มตรงข้าม (B หรือ A) จะถูกดึงออกตามลำดับที่กำหนดไปยังตำแหน่ง 02 จากนั้น 04, 08, 16 และสุดท้ายจนสุด (48) ด้วยการปฏิบัติตามลำดับการเริ่มต้นที่สอดคล้องกับ BPWS ระบบควบคุมแบบแมนนวลสามารถใช้เพื่อยกแกนทั้งหมดขึ้นสู่ระดับวิกฤตได้อย่างสม่ำเสมอและปลอดภัย และป้องกันไม่ให้แท่งเชื้อเพลิงใดๆ ปล่อยพลังงานเกิน 280 แคลอรี/กรัม ในระหว่างเหตุการณ์ใดๆ ที่อาจทำให้เชื้อเพลิงเสียหายได้^{[ 13 ]}

ในระหว่างการใช้งานเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือด (BWR) จะมีการติดตามปริมาณที่คำนวณ/วัดได้หลายอย่าง ได้แก่:

• อัตราส่วนกำลังวิกฤตที่จำกัดเศษส่วนสูงสุด หรือ MFLCPR;
• อัตราการสร้างความร้อนเชิงเส้นที่จำกัดเศษส่วน หรือ FLLHGR;
• อัตราการเกิดความร้อนเชิงเส้นเฉลี่ยในระนาบ หรือ APLHGR;
• คำแนะนำการจัดการการดำเนินงานชั่วคราวก่อนการปรับสภาพ หรือ PCIOMR;

ค่า MFLCPR, FLLHGR และ APLHGR ต้องน้อยกว่า 1.0 ในระหว่างการทำงานปกติมีการควบคุมด้านการบริหารจัดการ เพื่อให้มั่นใจได้ว่ามี ระยะเผื่อความผิดพลาดและระยะเผื่อความปลอดภัยสำหรับขีดจำกัดที่ได้รับอนุญาต เหล่านี้ การจำลองด้วยคอมพิวเตอร์ โดยทั่วไปจะแบ่งแกนปฏิกรณ์ออกเป็นระนาบตาม แนวแกน 24-25 ระนาบ ปริมาณที่เกี่ยวข้อง (ระยะเผื่อ การเผาไหม้ กำลังไฟฟ้า ประวัติ ช่องว่าง ) จะถูกติดตามสำหรับแต่ละ "จุด" ในแกนปฏิกรณ์ (764 ชุดประกอบเชื้อเพลิง x 25 จุด/ชุดประกอบ = 19100 การคำนวณจุด/ปริมาณ)

โดยเฉพาะอย่างยิ่ง MFLCPR แสดงให้เห็นว่าชุดเชื้อเพลิงนำหน้าใกล้ถึงจุด "แห้งสนิท" (หรือ "การเบี่ยงเบนจากการเดือดแบบนิวเคลียส" สำหรับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำอัดความดัน) มากแค่ไหน การเดือดแบบเปลี่ยนผ่านเป็นบริเวณชั่วคราวที่ไม่เสถียรซึ่งการเดือดแบบนิวเคลียสมีแนวโน้มไปสู่การเดือดแบบฟิล์มหยดน้ำที่เต้นระบำบนกระทะร้อนเป็นตัวอย่างของการเดือดแบบฟิล์ม ในระหว่างการเดือดแบบฟิล์ม ปริมาตรของไอน้ำที่เป็นฉนวนจะแยกพื้นผิวที่ร้อนออกจากของเหลวหล่อเย็น ซึ่งทำให้อุณหภูมิของพื้นผิวที่ร้อนเพิ่มขึ้นอย่างรวดเร็วเพื่อให้ถึงสมดุลการถ่ายเทความร้อนกับของเหลวหล่อเย็นอีกครั้ง กล่าวอีกนัยหนึ่ง ไอน้ำทำหน้าที่เป็นฉนวนกึ่งๆ ระหว่างพื้นผิวที่ร้อนและอุณหภูมิพื้นผิวจะสูงขึ้นเพื่อให้ความร้อนไปถึงของเหลวหล่อเย็น (ผ่านการพาความร้อนและการถ่ายเทความร้อนแบบแผ่รังสี) เชื้อเพลิงนิวเคลียร์อาจเสียหายได้จากการเดือดแบบฟิล์ม ซึ่งจะทำให้ปลอกหุ้มเชื้อเพลิงร้อนเกินไปและเสียหายได้

MFLCPR ถูกตรวจสอบด้วยความสัมพันธ์เชิงประจักษ์ที่คิดค้นโดยผู้ผลิตเชื้อเพลิง BWR (GE, Westinghouse, AREVA-NP) ผู้ผลิตเหล่านี้มีแท่นทดสอบที่จำลองความร้อนนิวเคลียร์ด้วยการให้ความร้อนแบบต้านทาน และกำหนดเงื่อนไขการไหลของสารหล่อเย็น กำลังของชุดประกอบเชื้อเพลิง และความดันของเครื่องปฏิกรณ์ที่จะอยู่ใน/นอกช่วงการเดือดแบบเปลี่ยนผ่านสำหรับเชื้อเพลิงแต่ละแบบ โดยพื้นฐานแล้ว ผู้ผลิตจะสร้างแบบจำลองของชุดประกอบเชื้อเพลิง แต่ใช้ตัวทำความร้อนแบบต้านทานในการจ่ายพลังงาน แบบจำลองชุดประกอบเชื้อเพลิงเหล่านี้จะถูกนำไปวางในแท่นทดสอบเพื่อเก็บข้อมูลที่กำลัง การไหล และความดันที่กำหนด ข้อมูลจากการทดลองจะถูกนำไปใช้กับเชื้อเพลิง BWR อย่างระมัดระวังเพื่อให้แน่ใจว่าการเปลี่ยนไปสู่การเดือดแบบฟิล์มจะไม่เกิดขึ้นในระหว่างการทำงานปกติหรือการทำงานชั่วคราว โดยทั่วไปแล้ว ขีดจำกัดการออกใบอนุญาต SLMCPR/MCPRSL (ขีดจำกัดความปลอดภัย MCPR) สำหรับแกน BWR ได้รับการยืนยันโดยการคำนวณที่พิสูจน์ว่าแท่งเชื้อเพลิง 99.9% ในแกน BWR จะไม่เข้าสู่การเปลี่ยนสถานะเป็นเดือดแบบฟิล์มในระหว่างการทำงานปกติหรือเหตุการณ์การทำงานที่คาดการณ์ไว้^{[ 14 ]}เนื่องจาก BWR เป็นน้ำเดือด และไอน้ำไม่สามารถถ่ายเทความร้อนได้ดีเท่ากับน้ำเหลว ดังนั้น MFLCPR จึงมักเกิดขึ้นที่ด้านบนของชุดประกอบเชื้อเพลิง ซึ่งมีปริมาตรไอน้ำสูงสุด

FLLHGR (FDLRX, MFLPD) คือข้อจำกัดด้านกำลังของแท่งเชื้อเพลิงในแกนปฏิกรณ์ สำหรับเชื้อเพลิงใหม่ ข้อจำกัดนี้โดยทั่วไปจะอยู่ที่ประมาณ 13 กิโลวัตต์ต่อฟุต (43 กิโลวัตต์ต่อเมตร) ของแท่งเชื้อเพลิง ข้อจำกัดนี้ช่วยให้มั่นใจได้ว่าอุณหภูมิแกนกลางของเม็ดเชื้อเพลิงในแท่งจะไม่เกินจุดหลอมเหลวของวัสดุเชื้อเพลิง ( ยูเรเนียม / ออกไซด์ ของแกโดลิเนียม ) ในกรณีที่เกิดเหตุการณ์ผิดปกติ/การหยุดทำงานอย่างฉับพลันที่เลวร้ายที่สุดที่คาดว่าจะเกิดขึ้น เพื่อให้เห็นภาพการตอบสนองของ LHGR ในสภาวะผิดปกติ ลองนึกภาพการปิดวาล์วที่ปล่อยไอน้ำไปยังกังหันอย่างรวดเร็วที่กำลังเต็มที่ ซึ่งจะทำให้การไหลของไอน้ำหยุดลงทันทีและทำให้ความดัน BWR เพิ่มขึ้นทันที การเพิ่มขึ้นของความดันนี้จะทำให้สารหล่อเย็นในปฏิกรณ์เย็นตัวลงทันที ช่องว่าง (ไอน้ำ) จะยุบตัวกลายเป็นน้ำแข็ง เมื่อช่องว่างในปฏิกรณ์ยุบตัวลง ปฏิกิริยาฟิชชันจะเกิดขึ้นได้ง่ายขึ้น (นิวตรอนความร้อนมากขึ้น) กำลังไฟฟ้าเพิ่มขึ้นอย่างรวดเร็ว (120%) จนกระทั่งหยุดลงด้วยการแทรกแท่งควบคุมโดยอัตโนมัติ ดังนั้น เมื่อเครื่องปฏิกรณ์ถูกแยกออกจากกังหันอย่างรวดเร็ว ความดันในภาชนะจะเพิ่มขึ้นอย่างรวดเร็ว ซึ่งทำให้ไอน้ำยุบตัวลง ส่งผลให้เกิดการเพิ่มขึ้นของกำลังไฟฟ้าซึ่งจะหยุดลงโดยระบบป้องกันเครื่องปฏิกรณ์ หากแท่งเชื้อเพลิงทำงานที่ 13.0 กิโลวัตต์/ฟุต ก่อนการเปลี่ยนแปลงอย่างฉับพลัน การยุบตัวของช่องว่างจะทำให้กำลังไฟฟ้าเพิ่มขึ้น ขีดจำกัด FLLHGR มีไว้เพื่อให้แน่ใจว่าแท่งเชื้อเพลิงที่มีกำลังไฟฟ้าสูงสุดจะไม่ละลายหากกำลังไฟฟ้าเพิ่มขึ้นอย่างรวดเร็วหลังจากการเปลี่ยนแปลงความดัน การปฏิบัติตามขีดจำกัด LHGR จะป้องกันการละลายของเชื้อเพลิงในการเปลี่ยนแปลงความดัน

APLHGR ซึ่งเป็นค่าเฉลี่ยของอัตราการสร้างความร้อนเชิงเส้น (LHGR) ซึ่งเป็นการวัดความร้อนจากการสลายตัวในชุดเชื้อเพลิง เป็นค่าเผื่อความปลอดภัยที่เกี่ยวข้องกับศักยภาพในการเกิดความล้มเหลวของเชื้อเพลิงระหว่างอุบัติเหตุLBLOCA (อุบัติเหตุท่อแตกขนาดใหญ่ที่ทำให้สูญเสียแรงดันสารหล่อเย็น – การแตกของท่อขนาดใหญ่ที่นำไปสู่การสูญเสียแรงดันสารหล่อเย็นอย่างรุนแรงภายในเครื่องปฏิกรณ์ ซึ่งถือเป็น "อุบัติเหตุพื้นฐานการออกแบบ" ที่คุกคามมากที่สุดในการประเมินความเสี่ยงเชิงความน่าจะเป็นและความปลอดภัยและความมั่นคงทางนิวเคลียร์ ) ซึ่งคาดว่าจะนำไปสู่การเปิดเผยแกนกลางชั่วคราว เหตุการณ์แกนกลางแห้งนี้เรียกว่า "การเปิดเผย" ของแกนกลาง เนื่องจากแกนกลางสูญเสียสารหล่อเย็นที่ช่วยระบายความร้อน ในกรณีของ BWR คือน้ำเบา หากแกนกลางเปิดเผยนานเกินไป อาจเกิดความล้มเหลวของเชื้อเพลิงได้ สำหรับวัตถุประสงค์ในการออกแบบ จะถือว่าความล้มเหลวของเชื้อเพลิงเกิดขึ้นเมื่ออุณหภูมิของเชื้อเพลิงที่เปิดเผยถึงอุณหภูมิวิกฤต (1100 °C, 2200 °F) การออกแบบเครื่องปฏิกรณ์แบบ BWR มี ระบบป้องกัน ความล้มเหลวเพื่อลดอุณหภูมิและทำให้เชื้อเพลิงที่ไม่ได้ปิดคลุมเย็นลงอย่างรวดเร็วก่อนที่อุณหภูมิจะสูงเกินไป ระบบป้องกันความล้มเหลวเหล่านี้เรียกว่าระบบระบายความร้อนแกนกลางฉุกเฉิน (Emergency Core Cooling Systemหรือ ECCS) ECCS ถูกออกแบบมาเพื่อฉีดน้ำเข้าไปในถังความดันของเครื่องปฏิกรณ์อย่างรวดเร็ว ฉีดน้ำไปที่แกนกลาง และลดอุณหภูมิเชื้อเพลิงในเครื่องปฏิกรณ์ให้เพียงพอในกรณีฉุกเฉิน อย่างไรก็ตาม เช่นเดียวกับระบบอื่นๆ ECCS ก็มีข้อจำกัด ในกรณีนี้คือความสามารถในการระบายความร้อน และมีความเป็นไปได้ที่เชื้อเพลิงอาจถูกออกแบบมาให้สร้างความร้อนจากการสลายตัวมากเกินไปจน ECCS รับมือไม่ไหวและไม่สามารถระบายความร้อนได้อย่างมีประสิทธิภาพ

เพื่อป้องกันไม่ให้เกิดเหตุการณ์เช่นนี้ จำเป็นต้องควบคุมไม่ให้ความร้อนจากการสลายตัวที่สะสมอยู่ในชุดเชื้อเพลิงในแต่ละช่วงเวลา สูงเกินกว่าระบบกักเก็บความร้อนหลัก (ECCS) จะรับมือไม่ไหว ด้วยเหตุนี้ วิศวกรของ GE จึงได้พัฒนาระบบวัดความร้อนจากการสลายตัวที่เรียกว่า LHGR ขึ้นมา และจากระบบนี้เองจึงได้ค่า APLHGR ออกมา APLHGR จะถูกตรวจสอบเพื่อให้แน่ใจว่าเครื่องปฏิกรณ์จะไม่ทำงานที่ระดับกำลังเฉลี่ยสูงเกินกว่าที่จะทำให้ระบบกักเก็บความร้อนหลักเสียหาย เมื่อแกนเครื่องปฏิกรณ์ที่เติมเชื้อเพลิงใหม่ได้รับอนุญาตให้ใช้งาน ผู้จำหน่ายเชื้อเพลิง/ผู้รับใบอนุญาตจะจำลองเหตุการณ์ต่างๆ ด้วยแบบจำลองคอมพิวเตอร์ โดยวิธีการของพวกเขาคือการจำลองเหตุการณ์ที่เลวร้ายที่สุดเมื่อเครื่องปฏิกรณ์อยู่ในสภาวะที่เปราะบางที่สุด

ในวงการอุตสาหกรรม มักออกเสียง APLHGR ว่า "Apple Hugger"

PCIOMR คือชุดกฎและข้อจำกัดเพื่อป้องกันความเสียหายของปลอกหุ้มเชื้อเพลิงอันเนื่องมาจากการปฏิสัมพันธ์ระหว่างเม็ดเชื้อเพลิงกับปลอกหุ้ม ในช่วงเริ่มต้นของกระบวนการให้ความร้อนนิวเคลียร์ เม็ดเชื้อเพลิงอาจแตกได้ ขอบที่แหลมคมของเม็ดเชื้อเพลิงอาจเสียดสีและทำปฏิกิริยากับผนังด้านในของปลอกหุ้ม ในระหว่างการเพิ่มกำลังของเม็ดเชื้อเพลิง วัสดุเซรามิกของเชื้อเพลิงจะขยายตัวเร็วกว่าปลอกหุ้มเชื้อเพลิง และขอบที่แหลมคมของเม็ดเชื้อเพลิงจะเริ่มกดเข้าไปในปลอกหุ้ม ซึ่งอาจทำให้เกิดการทะลุได้ เพื่อป้องกันไม่ให้เกิดเหตุการณ์นี้ จึงมีการดำเนินการแก้ไขสองประการ ประการแรกคือการเพิ่มชั้นกั้นบางๆ ไว้ที่ผนังด้านในของปลอกหุ้มเชื้อเพลิง ซึ่งทนต่อการทะลุเนื่องจากการปฏิสัมพันธ์ระหว่างเม็ดเชื้อเพลิงกับปลอกหุ้ม และประการที่สองคือชุดกฎที่สร้างขึ้นภายใต้ PCIOMR

กฎของ PCIOMR กำหนดให้ต้องมีการ "ปรับสภาพ" เชื้อเพลิงใหม่เบื้องต้น หมายความว่า ในการให้ความร้อนแก่เชื้อเพลิงแต่ละส่วนครั้งแรกนั้น กำลังไฟฟ้าเฉพาะจุดจะต้องค่อยๆ เพิ่มขึ้นอย่างช้าๆ เพื่อป้องกันการแตกร้าวของเม็ดเชื้อเพลิงและจำกัดความแตกต่างของอัตราการขยายตัวทางความร้อนของเชื้อเพลิง กฎของ PCIOMR ยังจำกัดการเปลี่ยนแปลงกำลังไฟฟ้าเฉพาะจุดสูงสุด (ในหน่วย kW/ft*hr) ป้องกันการดึงแท่งควบคุมลงต่ำกว่าปลายแท่งควบคุมที่อยู่ติดกัน และกำหนดให้ต้องวิเคราะห์ลำดับของแท่งควบคุมโดยใช้ซอฟต์แวร์จำลองแกนปฏิกรณ์เพื่อป้องกันปฏิกิริยาระหว่างเม็ดเชื้อเพลิงกับปลอกหุ้ม การวิเคราะห์ของ PCIOMR จะพิจารณาจุดสูงสุดของกำลังไฟฟ้าเฉพาะจุดและการเปลี่ยนแปลงของก๊าซซีนอน ซึ่งอาจเกิดจากการเปลี่ยนแปลงตำแหน่งของแท่งควบคุมหรือการเปลี่ยนแปลงกำลังไฟฟ้าอย่างรวดเร็ว เพื่อให้แน่ใจว่าอัตรากำลังไฟฟ้าเฉพาะจุดจะไม่เกินค่าสูงสุดที่กำหนด

สำหรับรายชื่อเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบไบซันไรซ์ (BWR) ที่ยังใช้งานอยู่และที่ปลดประจำการแล้ว โปรดดูที่ รายชื่อเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบไบซันไรซ์ (BWR )

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือด (BWR) ที่ใช้ในการทดลองและอื่นๆ ที่ไม่ใช่เชิงพาณิชย์ ได้แก่:

• การทดลองบอแรกซ์
• EBWR (เครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดทดลอง)
• SL-1 (ถูกทำลายจากอุบัติเหตุในปี 1961)

• เครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดขั้นสูง (ABWR)
• เครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือดแบบง่ายทางเศรษฐกิจ (ESBWR)
• Areva Kerena (สร้างขึ้นบนพื้นฐานของ Siemens SWR 1000 ซึ่ง Siemens ได้ขายธุรกิจนิวเคลียร์ให้กับ Areva)
• เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบ ABWR ของโตชิบา (ไม่เกี่ยวข้องกับเครื่องปฏิกรณ์ ABWR ของ GE-Hitachi พัฒนามาจากแบบ BWR 90+ ของ Asea (ปัจจุบันเป็นส่วนหนึ่งของ ABB) ABB ได้ถอนตัวออกจากธุรกิจนิวเคลียร์ และแบบดังกล่าวเป็นกรรมสิทธิ์ของโตชิบาผ่านการควบรวมกิจการและการขายธุรกิจนิวเคลียร์หลายครั้ง Asea→ABB→Westinghouse→Toshiba)

• ระบบความปลอดภัยของเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือด
• การทดลองบอแรกซ์
• การบรรเทาผลกระทบจากการเปลี่ยนแปลงสภาพภูมิอากาศ
• อาคารกักกัน
• โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ฟุกุชิมะไดอิจิเครื่องปฏิกรณ์แบบแบ็กเวฟ 3 เครื่องได้รับความเสียหายจากสึนามิปี 2011
• รายชื่อเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์
• โครงการพลังงานนิวเคลียร์ 2010
• เครื่องปฏิกรณ์น้ำแรงดันสูง
• ซามูเอล อันเทอร์ไมเออร์ที่ 2

วิกิมีเดียคอมมอนส์มีสื่อที่เกี่ยวข้องกับเครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือด

• เครื่องปฏิกรณ์น้ำเดือด คณะกรรมการกำกับดูแลกิจการนิวเคลียร์แห่งสหรัฐอเมริกา
• ภาพรวมระบบ BWRแสดงโครงสร้างกักเก็บน้ำ Mark I/II/III และส่วนประกอบของ BWR6
• คำอธิบายทั่วไปเกี่ยวกับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือดขั้นสูง (สารบัญ พร้อมลิงก์ไปยังเนื้อหา)
• "รายละเอียดทางเทคนิคและคุณสมบัติของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำเดือดขั้นสูง"เก็บถาวรจากต้นฉบับเมื่อ 16 มิถุนายน 2551 เรียกดูเมื่อ26 ธันวาคม 2547{{cite web}}: CS1 maint: bot: สถานะ URL เดิมไม่ทราบ ( ลิงก์ )
• Choppin, Gregory R.; Liljenzin, Jan-Olov ; Rydberg, Jan (2002). "บทที่ 20: เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์" (PDF)เคมีรังสีและเคมีนิวเคลียร์สำนัก พิมพ์ Butterworth- Heinemann ISBN 978-0-7506-7463-8.อธิบายประเภทต่างๆ ของเครื่องปฏิกรณ์
• ข้อมูลจำเพาะทางเทคนิคของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ GE BWR/4: กฎความปลอดภัย , เหตุผลเบื้องหลังกฎความปลอดภัย
• ข้อมูลจำเพาะทางเทคนิคของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ GE BWR/6: กฎความปลอดภัย , เหตุผลเบื้องหลังกฎความปลอดภัย