2.3. 美國 GE 公司 BWRX-300 反應器
2.3.1. BWRX-300 反應器
BWRX-300 是美國 GE-Hitachi Nuclear Energy (GEH)公司開發的小型模組化自然 循環冷卻(natural circulation)沸水式反應器(boiling water reactor, BWR)。機組熱功 率 870 MWt，發電容量 300 MWe，發電效率 34.5%。
1,2 BWRX-300 型反應器重要特徵歸納如下：
1. 屬於 GE 開發的第 10 代 BWR，大量借鑑經濟簡化型沸水式反應器(economic simplified boiling water reactor, ESBWR)成熟技術。ESBWR 於 2014 年即取得 美國核管會(NRC)設計認證(Design Certification)。
BWRX-300 已通過 NRC、 加拿大 CNSC、與波蘭 PAA 等的「廠家設計預審制度」。
2. 運用自然循環、隔離冷凝與被動式圍阻體冷卻等系統，大幅減低核子事故風 險。爐心損壞機率(CDF)降低至< 1.7×10-8 機組-1·a-1，約為典型 BWR 的 1/500、 ABWR 的 1/10 以下。大量輻射外釋機率( LRF) < 10-9 機組-1·a-1。緊急應變計 畫區(EPZ)縮限至廠界範圍。
3. 具備發電、供暖、產生蒸汽或製氫等多功能。寬廣負載追隨(load following)彈 性，功率可在 50%-100%間快速調節。
4. 應用大量成熟技術與設備，技術可靠度、發展前景與建造成本預視度較明朗。 建廠工期 26 個月，總投資額< 10 億美元/機組，建廠成本< 2,250 美元/kW。 營運壽期均化發電成本(LCOE)約 40 美元·MWh-1。
5. 已有美國、加拿大、愛沙尼亞、波蘭等具體合作或建廠計畫。 2.3.2. BWRX-300 設計特點 2.3.2.1. 經驗證成熟技術 BWRX-300 設計最終目的即使用成熟、經驗證的技術，在最短時間內投入 商業營運。因此，大量借鑒美國 NRC 已核准的經濟簡化型沸水式反應器
2.3.2. BWRX-300 設計特點
2.3.2.1. 經驗證成熟技術 BWRX-300 設計最終目的即使用成熟、經驗證的技術，在最短時間內投入 商業營運。因此，大量借鑒美國 NRC 已核准的經濟簡化型沸水式反應器(economic simplified boiling water reactor, ESBWR)成熟技術、使用已經驗證的材 料、現有組件及 BWR 長期經驗基礎內的操作參數。首部機組預計在 2028 年前 商轉，並利用冷卻劑保護策略減少喪生冷卻劑事故發生機率(loss of coolant accident, LOCA)，顯著簡化結構和系統，提高安全性。
圖 2.3.1. 為 BWRX-300 反應器初級系統示意圖。反應器高 24 m × 外徑 4 m，爐體材質為 BWR 傳統的碳鋼(SA508)本體+不銹鋼內襯，總重 485 噸。 BWRX-300 核蒸汽供應系統(nuclear steam supply system, NSSS)關鍵設備組 件，如反應器壓力容器 (reactor pressure vessel, RPV)與微調式控制棒驅動機構 (fine motion control rod drive, FMCRD)都採用 ABWR 成熟設計。但採用 ESBWR 自然循環冷卻特性，取消 ABWR 強制循環的爐內循環泵(reactor internal pump, RIP)。
NSSS 經過主蒸汽系統將蒸汽從 RPV 輸往汽輪機，冷凝水經飼水系統 (feedwater system)向 RPV 輸送，屬於反應器冷卻劑壓力邊界(reactor coolant pressure boundary, RCPB)，提供反應器過壓保護(overpressure protection)。
2.3.2.2. 反應器爐心與燃料 BWRX-300 反應器壓力容器(RPV)全高 27 m，外徑 4 m (內徑 3.73 m)。爐心 與典型BWR爐心類似，爐心體積19 m3。飼水進入反應器後經降流區(downcomer) 底部向上漫流通過爐心加熱。飼水流量為 1,530 kg·s-1，爐心進口溫度為 270 oC； 蒸汽出口溫度為 287 oC，壓力 7.2 MPa，乾度 >99.5%。
運轉參數與典型 BWR 相 近。 BWRX-300 反應器使用典型 BWR 燃料。爐心裝有 240 束 GNF2 10×10 方型 燃料束。GNF2 燃料束由 78 根全長(full length)燃料棒、14 根半長(half length)燃 料棒與 2 根大型中央水棒組成，典型燃料束重量 324 kg。初始爐心 235U 含量 251.5 kg，燃耗度 49.5 GWd·MTU-1，爐心最大快中子通量約 2.3×1018 n·m-2·s-1。如圖 2.3.2.所示。
2.3.2.3. 能量轉換與熱傳 使用爐內自然循環的蒸汽對流管(chimney)取代傳統 BWR 的 2 座爐外大型 循環泵(reactor circulation pump, RCP)或 ABWR 的 10 座小型爐內循環泵(reactor internal pump, RIP)的機械式強制循環，是 ESBWR 與 BWRX-300 最重要改良之 一，如圖 2.3.3.。這項設計可以大幅減少 LOCA 事故發生機率，由於 BWRX-300 眾多詳細參數仍未公開，故以下部分參數引用 ESBWR 做為參考。
蒸汽通道(chimney)與其分流管(chimney partitions)坐在爐心上方的頂部導板 (top guide)之上、汽水分離器(steam separator)下方，典型 BWR 並無此項設備。 為容納 chimney，ESBWR 比典型 BWR 高 6 公尺。(ABWR 反應器全高為 22 m， ESBWR 全高 27.7 m，但 ESBWR 使用短版爐心，爐心尺寸比 ABWR 縮短 0.5 m) 蒸汽通道分流管為寬度 610 mm、有效長度 6.6 m 的方形管，恰好涵蓋 16 束 2.3. 美國 GE 公司 BWRX-300 反應器，第5頁/共 16 頁 燃料空間。從上端進入的不飽和冷水(subcooled water)，向下流經爐心外圍降流 區，湧升經爐心加熱形成飽和熱水(saturated water)。典型 BWR 降流區與爐心實 體分隔，所有冷卻水皆經過爐心加熱，但 ESBWR 的降流區與爐心並未完全分 隔，因此對流管內飽和熱水與未經降流區的飼水產生熱交換。因此在相同熱功率 狀況下，ESBWR 的爐心流量高於典型 BWR。
蒸汽通道分流管過熱水流速 0.25 m·s-1，蒸汽流速 1.87 m·s-1，空泡率(void fraction)約 0.9，遠高於典型 BWR 的 0.75-0.8。形成飽和熱水向上流動，拉動爐 心下方冷水，完成自然循環流程，而 ESBWR 爐心總壓降(72 kPa)遠低於典型 BWR(170-180 kPa)，說明僅靠自然循環就有足夠驅動爐水能力。6 如圖 2.3.4.所 示。相關設計曾在荷蘭 Dodewaard 核電廠運轉經驗。
流量曲線(power-core flow curve)，顯示 ESBWR 在全功率時(3.98 MWt/束-燃料) 都能依靠自然循環涵蓋爐心流量(8.7 kg·s-1 /束-燃料)。BWRX-300 爐心進口溫度 為 270 oC (低於典型 BWR 約 10 oC)；出口溫度為 287 oC，出口壓力為 7.2 MPa， 與傳統 BWR 相當。
ESBWR的蒸汽通道設計有以下優點：
1. 利用開放型降流區、縮短的爐心高度與拉長的蒸汽通道等設計，使採用 自然對流的ESBWR的爐心流量與典型BWR的強制對流的流量幾乎相同， 甚至可以完全涵蓋全功率運轉所需。
2. 較典型BWR更穩定，因為ESBWR 每束燃料平均功率較低，而自然對流 增加，因而使功率/流量比值更低。
3. 在蒸汽通道裡的蒸汽體積很大(空泡率較高)，故升壓速率較慢，且部分蒸 汽分流用於隔離冷凝器(isolation condenser, IC)，即使在非預期運轉情況 時，仍有足夠餘裕避免開啟釋壓閥。
發電機為 GE 的 TOPAIR 空冷式發電機。
2.3.2.4. 反應度控制 BWRX-300 以控制棒與固體可燃毒物來控制反應度：控制棒使用 ABWR 成 熟的微調式控制棒(fine motion control rod drive, FMCRD)，共有 57 隻，材質為 B4C+Hf；固體可燃毒物 Gd2O3 直接混入 GNF2 燃料束中，通常每束燃料有 13 支 全長棒含有 6%的 Gd2O3。9 微調式控制棒(fine motion control rod drive, FMCRD)透過步進馬達達到 0.75 英吋作動範圍，遠較傳統 BWR 的 6 英吋更精準。反應器急停時則透過液壓系統 在 2 s 內將控制棒全部插入爐心。
2.3.2.5. 安全優勢 2.3.2.5.1. BWRX-300 安全理念 BWRX-300 是根據 IAEA 安全規範設計，10 得以簡化許多國家/地區的申請 執照程序。BWRX-300 安全設計理念建立在利用固有餘量(inherent margins，如 更大的結構體積和冷卻水儲量）的基礎上，消除系統挑戰並可輕鬆適應暫態。 被 動式安全系統無需外電即可減少事故。BWRX-300 的防禦縱深概念，是使用基 本安全功能(fundamental safety functions, FSF)來定義防線和物理屏障間介面，如 圖 2.3.6.所示。
2.3.2.5.2. 衰變餘熱移除系統(decay heat removal system, DHRS) BWRX-300 正常停機後移除衰變餘熱，使用非安全 1 級(non-Safety Class 1) 的停機冷卻系統(shutdown cooling system, SDC)。該系統包括 2 串，每串都有獨 立泵與熱交換器及相關設施，提供重複的衰變熱冷卻能力。
2.3.2.5.3. 緊急爐心冷卻系統(emergency core cooling system, ECCS)
BWRX-300 使用屬於安全系統的隔離冷凝器(ICS)執行反應器急停後爐心冷 卻功能。
如圖 2.3.7.所示，在反應器廠房內設有 3 套獨立迴路，每套各有 1 座表 面式熱交換器(surface type heat exchanger)與隔離冷凝器(IC)，冷卻容量 33 MWt。 隔離冷凝器用 IC 水池冷卻反應爐的殘餘蒸汽，並以周圍空氣為最終熱沉。透過 蒸汽冷凝和重力使 BWRX-300 可在不需依賴電力與運轉員情況下維持冷卻至少 7 天。
圖 2.3.8.分析反應器急停後 IC 系統冷卻爐心效果。反應器急停後 1s，衰變 熱驟降至 7% (61 MW)；100s 後降至 30 MW。IC 系統單串熱交換容量為 33 MW， 總容量為 100 MW，具有充分冷卻爐心能力。因此爐水最高溫度 292oC，只比正 常運轉溫度多 5 oC。燃料表面溫度從未高於正常運轉狀況，足以確保衰變熱移除 安全功能。
2.3.2.5.4. 被動式圍阻體冷卻系統( passive containment cooling system, PCCS)
被動式圍阻體冷卻系統(PCCS)可移除衰變熱並將圍阻體維持在設計基準事 故(DBA)的壓力限制內。它由幾個懸掛在 PCV 中的低壓、完全獨立的熱交換器 組成。 PCV 的熱量被傳遞到位於 PCV 上方的反應池(reactor pool)，正常運行時 反應池充滿水且與大氣相通。 PCCS 操作不需要感測器、控制邏輯或電源驅動 設備進行操作。PCCS 冷凝器是圍阻體壓力邊界組成部分。PCCS 冷凝器和乾井 間沒有圍阻體隔離閥，始終處於可用模式。
BWRX-300 上方有大型水池，確保在喪失冷卻水事故(LOCA)發生後，爐心 仍在長時間內被覆蓋。在此期間，自動系統或運轉人員使用幾種正常的、非安全 相關的系統中的任何一種將水注入反應器的來重新控制反應器。
2.3.2.5.5. 用過燃料池冷卻淨化系統(fuel pool cooling and cleaning system, FPC) 用過燃料池冷卻淨化系統(FPC)對用過燃料池(spent fuel pool, SFP)、抑壓池 (suppression pool)和設備池(equipment pool)等的儲水進行冷卻、過濾和除礦處理。 FPC 由兩串平行設備組成。每串包括泵和熱交換器。儲水經熱交換器後流過過 濾元件和深床式除礦器，最後返回水池。
2.3.2.5.6. 一次圍阻體 (primary containment vessel, PCV) BWRX-300 的一次圍阻體(PCV)是圍繞 RPV 和反應器壓力邊界的金屬製密 封空間，直徑約 16 m，高 44 m，絕大部分位於地表以下。用於容納嚴重核子事 故發生期間釋放的分裂產物、蒸汽和爐水，設計與典型 BWR 相似。
2.3.2.5.7. 耐震設計 BWRX-300 的蒸汽通道設計，雖可減少初級系統機械設備、並降低 LOCA 事故發生風險；但拉高的反應器不可避免地造成重心上移，進而影響整體防震設 計。而且一次圍阻體(PCV)隨拉長的 RPV 而變高，已經成為 BWR 家族中最高大 的設備。該型反應器基本安全停機地震設計值為 0.31 g (@基岩)，換算為地表速 速度峰值(surface peak ground acceleration)，則為 0.532 g (水平方向)與 0.516 g (垂 直方向)，如果於我國應用，可能必須增加額外支撐或耐震餘裕。
2.3.2.4. 電廠安全與運轉性能 該型反應器具有極低的核子事故風險，分析顯示其爐心損壞機率(core damage frequency, CDF)降低至< 1.7×10-8 機組-1·a-1，約為典型 BWR 的 1/500、 ABWR 的 1/10。而大量輻射外釋機率(large radioactive release frequency, LRF) < 10-9 機組-1·a-1。14,15 緊急應變計畫區(emergency planning zone, EPZ)則縮限至廠界 範圍。16 BWRX-300 的燃料週期與典型 BWR 相同，可自 12-24 個月間調整，大修工 期約 10-20 日，可用率(availability) > 95%。該型機組具有廣泛的負載追隨(load following)能力，可在 50%-100%功率範圍內以±0.5%/分鐘速度調整。
2.3.2.5. 經濟優勢 BWRX-300 主要借鑒該公司數十年在 BWR 領域研發的經驗，因此大多數結 構、系統和組件(structures, systems, and components, SSC)都使用現成的商用設備 和成熟的施工技術，因此具有相當經濟優勢。 資料顯示，該型反應器建廠工期可縮短至 26 個月，首座機組建廠總投資額 < 10 億 USD·機組-1，建廠單位成本 < 2,250 USD·kW-1。營運壽期均化發電成本 (Levelized cost of electricity, LCOE)約 40 USD·MWh-1。
2.3.3. 廠房布局 BWRX-300 參考單廠佔地面積為 26,300 m2。動力區(power block)由反應器 廠房 (reactor building, RB)、汽機廠房(turbine building, TB)、控制廠房 (control building, CB) 和廢料廠房 (radwaste building, RWB)組成，總面積 8,400 m2。開關 場(switchyard)佔地面積約為 140 m × 70 m。如圖 2.3.9.右側所示。如果採取多機 組共構佈局，可以更進一步縮小面積。 反應器廠房(RB)是 BWRX-300 的耐震 1 級(seismic Class 1)結構。PCV 與 RPV 位於 RB 內的地面層以下。PCV 上方有 3 個大型水池，每池各有 1 串隔離 冷凝器(ICS)。控制廠房(CB)含控制室、電氣、控制和儀表設備。汽機廠房(TB) 包括汽機、發電機、冷凝器、冷凝水與飼水系統、冷凝水淨化系統和廢氣處理系 統。如圖 2.3.9.左側所示。其中 TB、RWB 廠房佈局與設備與典型 BWR 類似， 控制系統則在 ABWR(我國龍門電廠)的分散式數位控制系統(distributed control 成熟技術上改進。 BWRX-300 的 RB 整體體積因設備簡化而大幅減低，資料顯示其總體積從 161,000 m3 縮小至 15,500 m3，縮小幅度高達 90%。
2.3.4. 發展現況
1. BWRX-300 已通過美國核管會《執照申請前管制機關參與計劃，preapplication regulatory engagement plan, REP》與加拿大核能安全委員會的《執 照申請前廠家設計預審，Pre-Licensing Vender Design Review, VDR》。18 執照申請前預審查是管制機關提供的一項選擇而非必要性服務，用以對供應 廠商的反應器技術對核電廠設計進行評估。它並非新建核電廠申請執照程序 的必要部分，但可協助廠商在設計階段就能預先獲得核管機關的期望、要求 與對設計驗證接受性意見回饋。可大幅縮短後續執照正式申請流程。
2. BWRX-300 通過波蘭國家原子能署（Państwowa Agencja Atomistyki, PAA， Poland National Atomic Energy Agency）審查，並發行《整體意見，General opinion》認定該型反應器符合波蘭現行核能安全和輻射防護標準。
3. BWRX-300 是目前國際 SMR 發展中較快速、技術成熟可靠、前景預視度較 明朗的設計，許多國家也將其列為主要合作對象：
(1) 愛沙尼亞：Fermi Energia 選擇 BWRX-300，計畫在 2030 年代初期在 2.3. 美國 GE 公司 BWRX-300 反應器，第14頁/共 16 頁 波羅的海國家商轉，並與 GEH 簽訂項目開發和前期工程合同。
(2) 加拿大：安大略電力公司(Ontario Power Generation Inc., OPG)，計畫 在 Darlington 核電廠現址興建加國首座 BWRX-300 機組，並於 7 月 擴建為 4 座機組。該案已經進入執照申請流程。
(3) 加拿大：SaskPower Co.計畫在 2030 年代中期於 Saskatchewan 興建 BWRX-300 機組。
(4) 美國：田納西流域管理局(Tennessee Valley Authority, TVA)規劃在田 納西州 Clinch River 電廠興建美國首座 BWRX-300 機組。
(5) 波蘭：國營 PKN Orlen 集團計畫在 2029 - 2036 年間在 10 個地點建造 興建33座 BWRX-300 小型模組化反應器，總容量高達10,000 MWe。