术语表 · 核电
沸水堆（BWR）
冷却剂在堆芯内沸腾、产生的蒸汽直接驱动汽轮机的轻水核反应堆，没有蒸汽发生器。
在 BWR 中，水以约 70–75 bar 进入堆芯，沿燃料组件上升时沸腾，出口温度约 285 °C，蒸汽干度 10–15%。堆芯上方的汽水分离器和干燥器除去水分，蒸汽直接进入汽轮机。这种单回路设计省去了蒸汽发生器和稳压器，但汽轮机厂房成为辐射控制区，因为蒸汽携带氮-16 等短寿命活化产物。
净效率 ≈ 32–34%；功率通过控制棒和再循环流量（改变空泡份额）调节
改变再循环流量，运行人员不动控制棒就能把功率调节约 25%，便于负荷跟踪。控制棒为十字形叶片，从下方插入。燃料为浓缩度约 3–5% 的二氧化铀，常添加钆可燃毒物。
BWR 约占全球反应堆的 15%，主要分布在美国、日本、瑞典、芬兰、瑞士、墨西哥和台湾地区。福岛第一核电站 1–4 号机组是早期 GE Mark I 型 BWR；2011 年海啸后全厂断电引发的事故，促使全球开展了福岛后改进。较新的设计有 ABWR（1,350 MWe，在日本运行）、采用自然循环和非能动安全的 ESBWR，以及 SMR 规模的 BWRX-300。
相关术语
全部术语 →- 压水堆（PWR）
最常见的核反应堆类型，高压水冷却堆芯而不沸腾，并把热量传给独立的蒸汽回路。
- 核裂变
铀-235 或钚-239 等重原子核吸收一个中子后分裂成较轻的原子核，释放约 200 MeV 能量和更多中子。
- SMR（小型模块化反应堆）
单个模块电功率最高约 300 MWe 的核反应堆，设计上在工厂制造、模块化部署，以缩短工期、降低融资风险。
- 负荷跟踪
在几分钟到几小时内调整电厂出力，以跟随用电需求或波动性可再生能源发电的变化。
- 乏燃料
在反应堆中使用后卸出的燃料组件，放射性极强、余热很高，含有铀、钚、裂变产物和次锕系元素。