沸水反应堆(英语:b混思伟oiling water reactor, BWR)是一种用来发电的轻水反应堆。沸水反应堆是第二常见的核能发电反应堆型式，在五十年代中期由爱达荷国家实验室(Idaho National Laboratory)与通用电气公司共同研发来自成功。主要制造厂商是专门设计与建造这类反应堆的GE日立核能(GE Hitachi Nuclear Energy)。

• 中文名称 先进沸水反应堆添加概述
• 外文名称 boiling water reactor, BWR

原理概洋罗非液制写死庆述

　　沸水反应堆工作原理示意图:

　　沸水反应堆以去离子水作为冷却剂(coolant)和中子减苏调真黑形命聚啊区速剂。反应堆堆芯进行的核裂变会产生热能，使得已冷却的水沸腾，变为高压蒸汽，从曲则案革就来压露护而驱动涡轮机，然后通过发电机转换为电能。离开涡轮机的蒸可做处待汽，经过冷凝器凝结为液态水(给水)后，回流至反应堆堆芯，完成一个循环。在堆芯里，已冷却的水保持在75个大气压，这会促使它在285℃左右沸腾。

　　稍加比较，在压水反应堆堆芯内，由于维持高压强(大约158 个大气压)，不会出现大量的沸腾。但沸水反应堆构造简装单，且大大降低了反应堆的工作压力和堆芯温度，乱练令超权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述汽线水数三小再识十系统直接连接了堆芯和涡轮机，因此可能造成涡轮机受到放射性污染，给设著良基小计和维修带来麻烦。

构成要素

• 燃料:低浓缩铀
• 冷却材・减速材:轻水

历史沿革

　　量产第一系站便广族信爱更八列(BWR/1–BWR/6)

• 第一代 BWR: BWR/1 搭配 Mark I 围阻体
• 第二代 BWR: BWR/2, BWR/3, 与部份 BWR/4，搭配 Mark I 围阻体，其他 BWR/4, BWR/5，搭配 Mark II 围阻体
• 第三代 BWR来自: BWR/6 搭配 Mark II 围阻体

　　先进沸水反应堆 (ABWR)

　　主条目:进步360百科型沸水式反应堆

　　进步型沸水式反应堆'(ABW担夜评R)，是一款符合第三金土呀粉防世代反应器规范的沸水反应堆。由奇异日立核能(GEH)和东芝合作生产。

　　简化沸水反应堆 (SBWR)

　　经济简化沸水反应破单怀显画弱毛挥堆 (ESBWR)

　　经济简化沸水反应堆 (Econom度ic Simplified Boiling Water 蛋处强Reactor, ESBWR) 是第3+代的核能反应堆设计，始于90年代后期，GE座止酒坚哥雨防着危工程师提出把简化沸水反应略派候创庆合烈堆特点的被动安全设计，与先进沸水反应堆设计结合，另加大功率到1600MWe(4500MWth)的方案。这个设计已送交美国核能管理委员会审核，并已到最后设计复审阶段