沸水堆主要是通过再循环流量的控制来调节反应堆功率。沸水堆是按压力不变、流量可变的方式运行的。设置再循环回路起到了利用汽泡所产生的负反应性来调节反应堆功率的作用。

当核电厂操纵员发出提升功率的信号时，该信号使再循环流量控制器重新定值，增加再循环流量。较高流速的流体通过堆芯时以较快的速度带走汽泡，这就减少了堆芯内的空穴，导致反应性增加，反应堆的功率上升，汽泡增加，一直达到新的平衡功率为止。产生的蒸汽增多，引起反应堆容器内的压力上升，压力控制器向汽轮机的调节阀控制系统发出信号，增大调节阀开度，汽轮机出力增加，堆内压力又恢复到控制点。要降低功率时，按照相同的程序，但以相反的方向进行。

当电网负荷增加时，汽轮机速度降低，调节阀开度增加，蒸汽压力下降，反应堆容器内的蒸汽储能用来增加蒸汽流量，满足负荷要求；同时控制再循环流量，增加堆芯流量，使反应堆功率上升，并与电网负荷匹配。电网负荷降低时，类似的过程按相反方向进行。

为了减少功率调节的响应时间，在再循环流量控制器收到信号的同时，将压力控制器压力整定点指示暂时停在稍低的压力下。这样，反应堆内的水快速蒸发，使较多的蒸汽几乎立即供给汽轮机，当反应堆的功率水平上升到所要求的负荷时，压力再调节回到正常值。

反应堆功率水平的控制是由再循环流量和控制棒相互配合来实现的。控制棒和再循环流量能自动地控制或手动地控制。通过再循环流量的控制，可以在额定功率的65%到100%之间调整反应堆功率。在65%以下可采用控制棒进行功率调节。

图1中给出沸水堆控制系统。2100433B

沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。福岛核电站建于20世纪70年代，属于沸水堆。

沸水堆由压力容器、燃料元件、控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水滴进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。

沸水堆与压水堆不同之处在于冷却剂水通过堆芯变成约285℃左右的蒸汽，被直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了蒸汽发生器。

轻水堆核电站相对于重水堆等其他堆型，优点是结构和运行都相对比较简单，尺寸较小，造价低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。

从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。

截至1996年底为止，全世界已运行的沸水堆有94座，总功率78285MW，占全世界已运行核电厂反应堆总数的21.7%和总功率的22.7%。

①沸水堆与压水堆同属轻水堆，都有结构紧凑、安全可靠、建造费低、负荷跟随能力强等优点，其发电成本已可与常规火电厂竞争。两者都须使用低浓铀燃料，并使用饱和汽轮机。

②沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器这一压水堆的薄弱环节，减少了一大故障源。沸水堆的再循环管道比压水堆的环路管道细得多，故管道断裂事故的严重性远不如后者。某些沸水堆还用堆内再循环泵取代堆外再循环泵和喷射泵，取消了堆外再循环管道，使事故概率进一步降低。

③沸水堆的失水事故处理比压水堆简单，这是因为沸水堆正常工作于沸腾状态，事故工况与正常工况有类似之外，而压水堆则正常工作于过冷状态，失水事故时发生体积沸腾，与正常工况差别较大。其次是沸水堆的应急堆芯冷 却系统中有两个分系统都从堆芯上方直接喷淋注水，而压水堆的应急注水一般都要通过环路管道才能从堆芯底部注入冷却水。

④沸水堆的流量功率调节比压水堆的有更大的灵活性。

⑤沸水堆直接产生蒸汽，除了直接接触堆芯的高温蒸汽的放射性问题外，还有燃料棒破损时的气体和挥发性裂变产物都会直接污染汽轮机系统，故燃料棒的质量要求比压水堆的更高。

⑥沸水堆由于其燃耗深度（约28000MW·d/t）比压水堆的低，虽然燃料的富集度也低，但相同发电量的天然铀需要量比压水堆的大。

⑦沸水堆压力容器底部除有为数众多的控制棒开孔外，尚有中子探测器开孔，增加了小失水事故的可能性。控制棒驱动机构较复杂，可靠性要求高，增加维修困难。

⑧沸水堆控制棒自堆底引入，因此发生"未能应急停堆预计瞬态"的可能性比压水堆的大。

"未能应急停堆预计瞬态"指发生某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入。

针对BWR在技术上和安全性能上的不足之处，美国GE公司联合日本日立和东芝公司在BWR的基础上开发设计了比BWR更先进、更安全、更经济、更简化的先进沸水堆ABWR。ABWR的最终设计已获得美国核管会（NRC）的批准。世界上首台ABWR，日本的柏崎刈羽6号机组于1991年开工、1996年正式投入商业运行。 2100433B