Kaynar su reaktörleri (BWR) dünyada PWR'dan sonra en yaygın olarak kullanılan reaktör türüdür. Bugün, 2 tanesi Japonya’daki dünyanın ilk 3. nesil ileri tasarım reaktörleri olmak üzere, işletme halinde 93 adet kaynar su reaktörü bulunmaktadır. Sadece Japonya ve ABD'de toplam 77 adet BWR /ABWR bulunmaktadır.  2 adet ileri tasarım ABWR da Tayvan’da inşaat halindedir.
 
BWR (Boiling Water Reactor), kaynar su reaktörlerinin İngilizcesinin baş harflerinden oluşan bir kısaltmadır. Nükleer teknolojide kaynar su reaktörlerine kısaca "BWR" adı verile gelmiştir. BWR'larda da aynen PWR'larda olduğu gibi ve türbin-jeneratör binalarından oluşmaktadır. Su hem soğutucu hem de yavaşlatıcı olarak kullanılmaktadır.

BWR'ların ticari amaçlı ilk olarak Allis-Chambers and General Electric (GE) şirketleri tarafından geliştirilmiştir. Allis-Chambers tasarımı reaktörler zaman içinde yok olmuştur ve bu tasarıma sahip bütün BWR'lar bugün kapatılmış durumdadır. General Electric (GE) tasarımı BWR'lar ise hayatta kalmış ve bugün işler durumda bulunan ticari BWR’ların temelini oluşturmuştur.

Dünyada BWR tasarımı yapan diğer firmalar ASEA-Atom, Kraftwerk Union (KWU), Hitachi ve Toshiba'dır.  Ticari BWR santraller Finlandiya, Almanya, Hindistan, Japonya, Meksika, Hollanda, İspanya, İşveç, İsviçre ve Tayvan'da bulunmaktadır. Günümüzde kurulu bulunan BWR'lar 570 ile 1300 MWe çıkış gücüne sahiptir.
 
En belirgin farkı soğutucu suyunun PWR'a göre daha düşük basınç altında tutulup yaklaşık 285 °C sıcaklıkta kaynamasına müsaade edilmesidir.  Oluşan buhar reaktör kalbinin üst bölgesine yerleştirilmiş kurutuculardan geçirilerek buharla beraber taşınabilecek su damlacıkları ayrıştırılmakta ve oluşan yüksek kaliteli buhar doğrudan türbine gönderilmektedir.
 
 
BWR’da Soğutucu Suyu Döngüleri
 
BWR'lar 2 adet su döngüsü ve yardımcı sistemlerden oluşmaktadır. Birinci döngüde dolaşmakta olan su reaktörün kalbinde ortaya çıkan enerjiyi alıp buharlaşmakta ve enerjiyi buhar olarak türbine taşımaktadır. İkinci döngüde denizden veya nehirden alınan su ile birinci döngüde türbinden çıkan enerjisini kaybetmiş buhar suya dönüştürülmektedir. BWR'larda ayrıca  bazı özgün sistemler de bulunmaktadır.

BWR Birinci Soğutma Suyu Döngüsü
 
BWR'da birinci döngü, reaktör kalbi, türbin-jeneratör, yoğuşturucu, ön-ısıtıcı ve pompalardan oluşmaktadır. BWR'larda birinci döngüde üretilen buhar doğrudan türbin-jeneratöre gittiğinden, soğutucu suyunu aynı zamanda “besleme suyu” olarak da nitelendirmek mümkündür.

Soğutucu suyu pompalar yardımıyla nükleer yakıtın bulunduğu reaktör kabına girmekte ve aşağıdan yukarıya doğru yakıt elemanlarının üzerinden akarken üretilen nükleer enerji yardımıyla ısınarak buharlaşmaktadır. Reaktör kabına giren su ve çıkan buharın sıcaklığı reaktör tasarımına göre değişse de, bir fikir vermesi amacıyla giren su sıcaklığının yaklaşık 215°C, çıkan buhar sıcaklığının da yaklaşık 288°C civarında olduğunu söylemek mümkündür.
 

Buhar daha sonra ana buhar boru hatlarından geçerek önce reaktör kabının üzerine yerleştirilmiş nem ayırıcılardan ve buhar kurutucularından geçerek türbin-jeneratör binasına gelmektedir. Türbinin kanatları çarpan buhar, jeneratörde elektrik enerjisinin oluşmasına sebep olmaktadır.

Buhar da daha sonra su haline dönüştürülmek amacıyla türbinin hemen altına yerleştirilmiş yoğuşturucuya girmekte, tekrar su haline dönüşmekte ve pompalar yardımıyla ön ısıtıcılardan geçirildikten sonra tekrar buharlaşmak üzere reaktör kalbine gönderilmektedir.

BWR’larda Birinci Döngü Üzerindeki Pompalar
 
BWR’in birinci soğutma suyu üzerinde 3 farklı pompa sistemi bulunmaktadır. Bunlar aşağıdaki şekilde gösterilmiş ve aşağıda açıklanmaktadır.

 
1. Besleme Suyu Pompaları: Şekilde “1” nolu olarak gösterilen pompa “besleme suyu” pompasıdır. Bu pompaların görevi türbin adasından gelen soğutma suyunu reaktör kabına basmaktır.
 
2. Resikülasyon Pompaları: Şekilde “2” nolu olarak gösterilen resirkülasyon sistemine ait “resirkülasyon” pompasıdır. BWR’larda bu pompalardan tipik olarak 2 adet bulunmaktadır. Motorla çalıştırılan bu pompalar yardımıyla reaktör kabından soğutma suyunun bir kısmı alınıp tekrar hızlı ve basınçlı bir şekilde reaktör kabına geri basılmaktır. Resirkülasyon pompaları, reaktör gücünü kontrol etmek amacıyla kullanılmaktadır. Bu pompalar hızlandırılınca, reaktörün gücü artmakta, yavaşlatılınca da azalmaktadır.

 
3. Jet Pompaları: Şekilde “3” nolu olarak gösterilen ve reaktör kabının içinde bulunan “jet” pompalarıdır. Bu pompalar yine resirkülasyon sistemin bir parçasıdır. Tipik bir BWR’da bu pompalardan 16–24 adet bulunabilmektedir. Resirkülasyon pompasının bastığı “hızlı ve basınçlı suyun” bu pompanın üst ağzına girmesi ve pompanın iki ağzı arasında basınç farkı oluşması sonucunda ortaya çıkan emme kuvveti yardımıyla çalışmaktadır. Jet pompalarının amacı, resirkülasyon pompalarının boyutunun küçük olmasını sağlamaktır.
  
 
BWR İkinci Soğutma Suyu Döngüsü
 
BWR'ların ikinci su döngüsü yoğuşturucu, pompa, soğuk su kaynağı ve ilgili boru sistemlerinden oluşmaktadır.  Türbin kanatlarına çarparak enerjisini kaybeden buhar, türbinin hemen altındaki yoğuşturucuya girmekte ve içinde denizden veya nehirden alınan soğuk su yardımıyla tekrar su haline gelmektedir.

BWR’larda Diğer Sistemler
 
BWR santrallerinde, reaktöre giren soğutucudan elde edilen buhar genellikle doğrudan türbine gönderildiği için ışınetkindir (radyoaktiftir). Bu nedenle türbin binasının çevresinde de koruma kabuğu bulunmaktadır.
 
BWR'larda nükleer enerjinin üretildiği reaktör kalbi çelikle güçlendirilmiş beton "Birincil Koruma Kabuğunun" içine yerleştirilmiştir.

Ayrıca reaktör binası herhangi olası bir kaza durumunda ışınetkin maddelerin atmosfere çıkmasını engellenmek amacıyla ikinci bir koruma kabuğu ile de donatılmıştır.
 
BWR'larda aynı zamanda reaktör kabının altında içi su ile dolu bir havuz bulunmaktadır. Büyük miktarda buhar birinci döngüden dışarı kaçarsa bu havuzdaki su yardımıyla buharın enerjisi alınabilmektedir.
BWR’lar ayrıca reaktör kabına borlu su basan yüksek ve düşük basınç acil durum reaktör kalbi soğutma sistemleri, artık ısı taşıma sistemi, reaktör kalbi sprey sistemi gibi güvenlik sistemi ile donatılmıştır.

 
BWR’larda Yakıt ve Kontrol Çubukları
 
BWR'larda ortalama %3 civarında zenginleştirilmiş uranyum yakıt kullanmaktadır.  Yakıt bölgesi farklı zenginlikte (düşük, orta ve yüksek) yakıt bölgelerinden oluşacak şekilde düzenlenmektedir.
 
BWR'larda içleri uranyum yakıt peletleri ile doldurulmuş yakıt çubuklarından 90–100 tanesi reaktör tasarımına göre 6x6, 7x7, 8x8, 9x9 veya 10x10’luk demetler haline getirilmektedir. Yakıt demetleri de yandaki şekilde de görüldüğü gibi 4’lü yakıt demeti modülleri halinde düzenlenmektedir.
 
Reaktörün yakıt bölgesinde bu yakıt demetlerinden yaklaşık 750 tanesi yan yana dizilerek silindir şeklinde bir yakıt bölgesi elde edilmektedir. Reaktör kalbi adı verilen bu bölge yaklaşık 140 ton uranyum içermektedir. Her yakıt demeti yaklaşık 4.5 yıl boyunca reaktör kalbinde kalmaktadır.
 
BWR tipi reaktörlerin yakıt değişimi ve bakımı sırasında, yaklaşık 4-6 hafta süre devre dışı kalması gerekmekte ve bu işlem yılda bir kere yapılmaktadır.
 
BWR’lar PWR’lara göre biraz daha farklı kontrol çubuğu tasarımına sahip bulunmaktadır. En başında kontrol çubukları reaktör kabının altından kabın içine girmekte ve hidrolik sistemlerle çalışmaktadır. Kontrol çubuklarının bor karbür (B4C) peletlerden veya sıkıştırılmış tozdan imal edilen haç şeklinde kamalardan oluşmaktadır.  Kontrol kamalarının uçlarında, uzun süreli kapalı kalma durumlarında kontrol kamasını korumak amacıyla nötron yutucu hafniyum da kullanılmaktadır.
 
BWR’larda ayrıca Gadolinia (Gd2O3) olarak adlandırılan sabit nötron zehiri de kullanılmaktadır. Gadolinia uranyum dioksit yakıt peletlerine karıştırılarak uzun vadeli güç dağılımı kontrolü için kullanılmaktadır.
 
BWR reaktörlerin kontrol kamaları ve motorlu resirkülasyon pompaları yardımıyla kontrol edilmektedir. Soğutma suyu aynı zamanda yavaşlatıcı görevi gördüğünden, suyun akış hızını resirkülasyon pompaları yardımıyla değiştirerek, suyun hacmi ve dolayısıyla nötronların yavaşlatılması ayarlanabilmekte ve böylece güç kontrolü yapılabilmektedir.
 

 
BWR’ların Tarihçesi
 
İlk ticari BWR tipi reaktör California'daki Humboldt Bay'da 1961 yılında Dresden–1 adıyla işletmeye alınmıştır. Bu ilk modellerde BWR/1 adı verilmiştir. Dresden–1’e aslında tam anlamıyla bir BWR gözü ile bakılmamaktadır. Çünkü ilk BWR’ların buhar kazanı ve buhar üreteçleri bulunmaktaydı. İlk döngüdeki su kaynadıktan sonra doğrudan türbine değil kabının üzerindeki kazana ve buhar üreteçlerine gitmekteydi.

BWR’lar takip eden yıllarda bir dizi geliştirme evriminden geçmiştir. Bu evrimin ana hedefi tasarımın sadeleştirilmesi olmuştur. İlk sadeleştirme, reaktör kabının üzerideki buhar kazanının kaldırılması olmuştur. Böylece BWR tasarımı aynen PWR’lar gibi çift döngülü ve buhar üreteçli bir hale gelmiştir. Bu tip BWR/1’lere en güzel örneklerden bir taneside aynı PWR’lara benzer buhar üreteçli tasarımı ile Almanya’da 1966 yılında şebekeye bağlanan Gundremmingen KRB reaktörüdür.

1969 yılında ABD’de kurulan Oyster Creek reaktörü ile ilk BWR/2 modeli hizmete alınmıştır. BWR/2’lerde artık buhar üreteçleri kullanılmamakta, buhar doğrudan türbine gönderilmektedir. BWR tasarımı BWR/2 ile birlikte tek döngülü klasik şeklini almıştır. BWR/2’lerde reaktör kabında 5 adet resirkülasyon pompası kullanılmaktadır.
 
1971 yılında BWR/3 modeli Dresden-2 ABD’de hizmete girmiştir. BWR/3 modelinde ilk kez jet pompaları kullanılmıştır. Jet pompaları sayesinde BWR/2’lerde kullanılan 5 adet resirkülasyon pompasının sayısı BWR/3’lerde 2’ye indirilmiştir.
 
1972 yılında %20 güç artışı sağlanmış ilk BWR/4 modeli Vermont Yankee santralında işletmeye alınmıştır.
 
İlk BWR/5 modeli ise 1978 yılında Japonya’da Tokai-2 santralında devreye girmiştir. BWR/5 modelinin en önemli özellikleri arasında geliştirilmiş acil durum soğutma sistemleri ve vana akış kontrolü bulunmaktadır.
 
İlk örneği Taywan’da 1981 yılında Kuo-Sheng nükleer santralında hizmete alınan BWR/6 modelinde ise nükleer güvenlik sistemlerinde önemli geliştirmeler sağlanmıştır.
 
BWR’lardaki en önemli gelişme 1997 yılında Japonya’da Kashiwazaki-Kariwa nükleer santralinde hizmete alınan ileri kaynar su reaktörü olmuştur. ABWR olarak adlandırılan bu model ilk gerçek evrimsel 3. nesil reaktörü olarak nitelendiril-mektedir.  ABWR’ların en önemli özelliği, resirkülasyon ve jet pompalarından oluşan resirkülasyon sisteminin yerine reaktör dâhili pompalarının kullanılmış olmasıdır.  Böylece reaktör kabı dışına taşmakta olan karmaşık resikülasyon sistemi boruları ve pompaları ortadan kalkmış, hem tasarım basitleştirilmiş, hem de işletme giderleri çok daha azaltılmıştır.  Bir diğer özelliği de daha önceki tasarımlarda hidrolik prensiple çalışan kontrol çubuklarının hem elektrikle hem de hidrolik çalışabilmesidir. Bu daha reaktör kontrol ve kapatma sistemini daha güvenli hale getirmektedir.