主要控制系统采用基于微处理机的三重冗余系统，由于可以实现比较复杂的控制运算和逻辑处理，控制功能较强，精度较高；同时采取多重化的控制运算，增强了可靠性。有在线检查和故障查询功能，以便及时发现和排除故障。

再循环流量控制采用堆芯流量反馈控制方法，使出现大流量扰动时(如泵跳闸)能较快地恢复稳定；通过内置泵及调速装置调整流量，使热功率输出变化能力从沸水堆的30%/min提高到60%/min，增强了负荷跟踪能力。

给水流量控制采用二环路控制，即水位控制和流量控制。通过采集反应堆水位、主蒸汽流量、给水流量，以及各泵的流量信号，由水位控制器、流量控制器和泵流量控制器联合控制给水流量。由于水位控制器和流量控制器分开，提高了给水流量的调节能力，并能在负荷变化时控制水位的变动。

压力控制系统采用汽包压力控制方式，控制反应堆汽包压力随功率增加呈线性变化，较沸水堆采用汽轮机入口压力控制方式优越，减少了压力变动。

出力控制分成两档，当负荷较低时通过调节控制棒来实行(3%/min)，当负荷较高时通过再循环流量控制系统实行(60%/min)。

主控室由控制台和大屏幕显示器组成，取消了大量常规仪表。控制台装有冗余的CRT显示器与平板显示器，采用触摸屏结构，不仅可用作核电厂状态与参数的显示，同时还具有操作功能。操纵员可通过触摸屏进行屏幕显示画面的选择，还可在画面上对泵、阀、开关、电机等设备进行操作。平板显示器为IE级设备，用于安全系统。控制台装有少量专用的手操器，用于手动紧急停堆、改变反应堆运行方式、执行手动控制等。大屏幕显示器提供全厂大型模拟盘显示、报警盘显示和主要参数显示。全厂大型模拟盘显示由独立的微处理机控制和驱动，显示核电厂的运行状态；报警盘显示包括报警窗显示，反应各种异常状态和类型，用不同的颜色标志，报警信息经过过滤和组合，使操纵人员迅速、正确地把握引起事故的重要的源报警信号；主要参数显示盘由过程计算机系统驱动，显示核电厂主要参数的指示与变化曲线，以及安全参数的状态，协助操纵人员在异常和事故工况下确定核电厂的安全状态及应采取的纠正措施。

由于全厂采用了全数字化的一体化计算机控制系统，计算机不仅担负着直接控制的作用；而且在若干个控制环路之间起着协调控制的作用；同时还可以通过中央监视计算机系统对电厂的过程进行监控；此外还能开发操纵员支持系统，例如操作指导系统、事故分析系统等。综合上述各种措施，控制室的设计更符合人因工程的要求，提高了操纵人员的工作水平和效能，有助于先进沸水堆核电厂的安全、可靠和高效运行。

采用四通道微处理机系统，利用计算机程序处理控制逻辑，按四取二逻辑工作，当一条通道故障时能转为三取二逻辑，有完善的自检、自诊断及试验功能，系统的可靠性及可维护性均比沸水堆控制高。

包括起动量程和功率量程两个中子监测系统。采用固定式探测器组件代替传统的移动式结构，取消驱动装置；采用数字滤波技术提高抗干扰能力；采用微机进行数据处理及数据传输。

采用以分散式计算机系统为基础的压水堆核电厂一体化控制系统。整个控制系统大体可分为四个层次：①数据采集及指令执行层；②直接控制层；③协调控制层；④人机接口和信息管理层。协调控制层用以在各个直接控制器之间传递控制参数，藉以确定各直接控制器的控制策略。上述信息的传递通过高速数据总线进行，为了提高可靠性，采用冗余的结构。数字化控制系统广泛采用CRT显示，键盘、跟踪球及触摸屏操作，作为主控制室的人机接口。系统还设置了以太网的高速数据总线，用以向管理信息系统和技术支援中心传递信息。下图示出压水堆数字化控制系统的总体结构。

数字化压水堆控制系统与现有的压水堆控制系统主要的差别在于前者采用以微处理机为基础的数字化系统，而后者采用由经典的模拟电路和逻辑电路组成的系统。但两者在控制参数、系统功能、测量元件及执行机构等方面基本一致。

由于采用数字化的仪表和控制，大大改善了人机接口的人因工程设计，使操纵人员能够正确有效地判断各种运行工况和瞬态，迅速做出正确的对策，改善了核电厂的可操作性，提高了核电厂的可用率。在系统中由于运用了冗余和表决技术，防止单一故障导致不恰当的停堆。数字化系统具有较强的自动测试和自诊断能力，并且配备有自动故障定位装置，使运行维修人员能及时消除系统故障，提高系统无故障运行的时间。鉴于系统采用冗余结构，并设有旁路装置，因此故障部件的维修和更换可在线进行，而不致产生误动作。由于采用分散式的结构，使控制机柜靠近控制站，并采用数字化通信，节省大量电缆，简化电缆敷设，有助于降低核电厂仪表和控制的投资，利用光缆进行数据传输还提高系统的抗干扰能力和隔离性能。由于采用标准化的设备和部件级的检修，因此减少了备品备件的种类和数量，缩短了维修时间。此外，数字化系统有较强的数据处理功能，可以在事故发展的初期进行预报，诸如用于堆芯保护的核电厂限制系统等。

压水堆数字化控制系统主要包括下列系统：

(1)计算机信息处理系统；

(2)主控制室人机接口装置；

(3)反应堆保护系统；

(4)反应堆控制系统；

(5)堆芯中子注量率测量系统；

(6)控制棒控制及位置指示系统；

(7)汽轮发电机组控制系统；

(8)非安全级核电厂控制系统等。

反应堆控制系统 主要包括反应堆功率控制、稳压器压力控制、稳压器水位控制、蒸汽发生器水位控制、给水泵转速控制、蒸汽排放控制，以及各种电动阀门的控制。上述控制分别由相应的计算机子系统实施。对于执行调节控制功能的子系统，控制算法的运算由相应的计算机子系统独立运算，以保证在控制系统故障时，其影响仅局限在核电厂的某一特定功能上。这类子系统采用故障切换(fail over)的冗余结构，每个子系统有两个控制器，一个工作，一个备用。工作单元的信息，通过冗余数据信息通道传送到备用单元，用以调整备用单元控制算法的状态值，使切换时不致产生冲击。当检测出工作单元故障时，自动切换到备用单元。对于执行逻辑控制功能的子系统，采用表决冗余。这类子系统有三个独立的控制器，接受同样的输入信号，进行相同运算。每个控制器与相应的冗余数据信息通道接口，可以随时传送和接收数据，互相之间通过串行数据链交换信息，输出与三个I/O总线接口，由信号输出适配器经三取二表决后输出。来自反应堆保护系统的数据传输，采取相应的隔离和冗余措施，以保证反应堆保护系统和反应堆控制系统的独立性和可靠性。

为了提高系统的可靠性，每个计算机子系统均连续执行诊断测试程序，以检验计算机内存、总线、处理器正常的执行功能。系统还通过与模拟信号的比较来检查输入数据的质量，此外还通过反馈读出输出模拟量来确认数-模转换的正确性。一旦发现故障，除自动切换到备用处理器外，还通过数据传输送到厂级计算机系统，提请操纵人员注意。

汽轮发电机组控制系统 主要由汽轮机的电液控制(DEH)系统、汽水分离再热器的蒸汽再热温度控制(RTC)系统、紧急停机(ETS)系统、自动电压调节(AVR)系统，以及汽轮发电机组振动及胀差监察(TSI)系统等组成。汽轮发电机组控制系统综合上述控制系统的性能，并通过接口与核电厂控制系统协调，以改善核电厂的运行特性，或实现核电厂的遥控自动调度。

核电厂控制系统 主要针对非安全级系统和核电厂辅助系统的控制和数据采集，诸如起动和停闭的顺序控制，凝汽器、除氧器水位控制，体积控制箱水位控制，反应堆补给水控制等等。系统通过分布式处理单元来实施，同时通过数据传输将信息传送到计算机信息处理系统。

主控室人机接口 由于计算机的应用，主控室人机接口的设计将采用全新的观念。主控室的布置将由传统的按系统为基础的设计转向以功能为基础的设计；主控室的信息显示、报警、控制将更趋向于智能化，利用专家系统的原理开发各种操纵员支持系统，协助操纵员及时做出正确的判断和处理；在装备上将广泛采取大屏幕显示、人机交互的由键盘、跟踪球、触摸屏组成的操纵器和在关键场合由常规的开关、按钮组成的后备操纵器，以及高度自动化的信息处理和报表生成系统。

法国新一代的全数字化N4型压水堆核电厂(Chooz B)已于1995年正式投用，美国西屋开发的数字化控制系统已在英国的Sizewell B压水堆核电厂上投用。

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%。

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