GE BWR

• Reactor de agua en ebullición tipo 1 (BWR-1, BWR/1): En 1955, GE desarrolló su diseño original de reactor de agua en ebullición (VBWR) en el reactor Dresden 1 (6×6, 7×7) de 197 MW, que representaba la primera iteración del diseño BWR/1 de GE. El Dresden 1 utilizaba circulación forzada (mediante bombas de recirculación externas) y un diseño único de transferencia de calor de doble ciclo (directo + indirecto) que resultó ser antieconómico. GE perfeccionó aún más el diseño BWR-1 con el reactor Big Rock Point (9×9, 11×11, 12×12) de 70 MW, que (al igual que todos los modelos BWR de GE posteriores al Dresden 1) utilizaba el método de transferencia de calor de ciclo directo más económico, pero prescindía de las bombas de recirculación externas en favor de la circulación natural (una estrategia inusual que solo adoptó el reactor Dodewaard de 55 MW, aunque esta técnica se ha recuperado para el nuevo reactor ESBWR Gen III+ ). El reactor Humboldt Bay de 65 MW (6×6, 7×7) sucedió a Big Rock Point, retomando el método de circulación forzada más eficiente (mediante bombas de recirculación externas). Estos diseños experimentales (todos los cuales compartían la clasificación BWR-1 a pesar de sus diseños divergentes) utilizaban haces de barras de combustible en configuraciones de 6×6, 7×7, 8×8, 9×9, 11×11 y 12×12, pero el haz de 9×9 de GE, utilizado posteriormente en los reactores BWR/2–6, es diferente del utilizado en la era BWR/1. ^{[ 2 ]} El BWR/1 fue el primer diseño de BWR con separación interna de vapor. También contaba con un condensador de aislamiento y una contención de supresión de presión. ^{[ 3 ]}

• BWR Tipo 2 (BWR-2, BWR/2): Introducido en 1963, >500 MW _e , típicamente alrededor de 650 MW _e brutos ( Oyster Creek , Nine Mile Point 1 ). ^{[ 4 ] [ 5 ]} Incluía un gran ciclo directo. 5 bucles de recirculación, bombas de recirculación externas de velocidad variable (una bomba por bucle, el caudal de cada bomba podía variar de 6400 a 32 000 galones estadounidenses por minuto (0,40 a 2,02 m³ ^/ s) ). Este diseño, así como el BWR/3–6, serían clasificados posteriormente como reactores de Generación II por su mayor escala, características de seguridad mejoradas, viabilidad comercial, rentabilidad, la primera planta llave en mano y larga vida útil. ^{[ 3 ]} 

• BWR Tipo 3 (BWR-3, BWR/3): Introducido en 1965, 800 MW _e ( Dresden 2–3 ). ^{[ 5 ]} Primer uso de bombas de chorro internas (boquilla única, 10 por circuito, 20 en total). 2 circuitos de recirculación, bombas de recirculación de velocidad variable (una bomba por circuito, cada bomba tenía un caudal nominal de 45 200 galones estadounidenses por minuto (2,85 ^m³ / s) ). Pulverización e inundación ECCS mejoradas, difusores de agua de alimentación mejorados. Monticello y Pilgrim 1 tenían potencias nominales significativamente menores a pesar de estar también clasificados como modelos BWR/3. 

• Reactor de agua en ebullición tipo 4 (BWR-4, BWR/4): Introducido en 1966, 1100 MW _e ( Browns Ferry 1–3 ). De diseño muy similar al BWR/3, con un sistema de recirculación idéntico, pero con una densidad de potencia un 10 % mayor. ^{[ 5 ]} Disponible con contención Mark I o Mark II.

• BWR Tipo 5 (BWR-5, BWR/5): Introducido en 1969, 1100 MW _e ( LaSalle 1–2 ). Mismo número de bucles (2) y bombas de chorro (20), pero las bombas de chorro se actualizaron a un diseño de cinco boquillas. Las bombas de velocidad variable se reemplazaron por bombas de dos velocidades (cada una con una capacidad nominal de 35,400 galones estadounidenses por minuto (2.23 m ³ /s) para una altura de presión de descarga de 865 pies (264 m) ), y se agregó una válvula de control de flujo (ajustable de 22% abierta a 100% abierta con una respuesta de flujo lineal) a cada bucle para usar en el flujo de recirculación (capaz de regular el flujo de recirculación entre 35% y 100% con las bombas en el ajuste de velocidad rápida, o entre 30% y 40% con las bombas en el ajuste de velocidad lenta). Control de flujo de válvula ECCS mejorado. Solo disponible con contención Mark II.  

• BWR Tipo 6 (BWR-6, BWR/6): Introducido en 1972, disponible en configuraciones que van desde 600 a 1400 MW _e . Transición de 7×7 a 8×8 haz de combustible con barras de combustible más largas y delgadas que caben dentro de la misma huella externa que el haz de combustible 7×7 anterior, reducción del servicio de combustible (a 13,4  kW/ft (44  kW/m)), bombas de chorro compactas mejoradas con mayor capacidad de circulación (disponibles con 16 a 24 bombas de chorro en total según la configuración), mayor capacidad de los separadores y secadores de vapor, mayor capacidad de combustible, mayor producción (aumento del 20 % en comparación con BWR/5 cuando se utilizan recipientes de presión del mismo tamaño), ECCS mejorado, introducción de una opción para una sala de control compacta e introducción de una opción de sistema de protección de sistema nuclear de estado sólido (solo Clinton tomó esta). Primer y único modelo disponible con contención Mark III.

• ABWR : Mayores márgenes de seguridad, sin circuitos de recirculación externos, bombas internas del reactor. Además, cuenta con accionamientos de barras de control de movimiento preciso.

• ESBWR : Seguridad pasiva, circulación natural (sin bucles ni bombas), 1600 MW _e . Cuenta con un inundador por gravedad, condensador de aislamiento y refrigeración pasiva de la contención. ^{[ 3 ]}

• Paquete de combustible 7x7. ^{[ 2 ]}

• Paquete de combustible 7x7 mejorado con 49 barras de combustible, una de las cuales está segmentada. ^{[ 2 ]}

• Paquete de combustible 8x8 con 63 barras de combustible y 1 barra de agua. ^{[ 2 ]}

• Reemplazo de haces de combustible presurizados de 8x8 y haces de combustible de barrera que contienen 62 y dos barras de agua. ^{[ 2 ]}

• Presurizado previamente a 3 atmósferas estándar (300 kPa) con helio con una barrera. 

• Paquete de combustible 8x8 con 58 a 62 barras de combustible y 2 a 6 barras de agua. ^{[ 2 ]} Presurizado previamente a 5 atmósferas estándar (510 kPa) con helio. 

Un edificio de contención de pozo seco que se asemeja a una bombilla invertida sobre el pozo húmedo, que es un toroide de acero que contiene agua.

Se describe como una configuración "superior-inferior" donde el pozo seco forma un cono truncado sobre una losa de hormigón. Debajo se encuentra una cámara de supresión cilíndrica hecha de hormigón en lugar de chapa metálica.

El sistema de contención GE Mark III es un sistema de contención de presión de barrera única y de contención de fisión de múltiples barreras, que consta del recipiente de contención más los pozos secos y húmedos asociados (barreras de presión y de fisión), el edificio de protección externa del mismo, el edificio auxiliar y el edificio de combustible, todos los cuales se mantienen normalmente a presión negativa, lo que impide la salida de productos de fisión.

Características del sistema de contención:

• Respuesta sísmica mejorada
• Diseño de contención de menor presión, pero con un volumen significativamente mayor que el de Mark I y II.
• Diseño mejorado del látigo de tubería
• Combina la contención en seco ( tipo PWR ) con la contención típica de supresión de presión tipo BWR.