沸水堆主要是通過再循環流量的控制來調節反應堆功率。沸水堆是按壓力不變、流量可變的方式運行的。設置再循環回路起到了利用汽泡所產生的負反應性來調節反應堆功率的作用。

當核電廠操縱員發出提升功率的信號時，該信號使再循環流量控制器重新定值，增加再循環流量。較高流速的流體通過堆芯時以較快的速度帶走汽泡，這就減少了堆芯內的空穴，導致反應性增加，反應堆的功率上升，汽泡增加，一直達到新的平衡功率為止。產生的蒸汽增多，引起反應堆容器內的壓力上升，壓力控制器向汽輪機的調節閥控制系統發出信號，增大調節閥開度，汽輪機出力增加，堆內壓力又恢復到控制點。要降低功率時，按照相同的程序，但以相反的方向進行。

當電網負荷增加時，汽輪機速度降低，調節閥開度增加，蒸汽壓力下降，反應堆容器內的蒸汽儲能用來增加蒸汽流量，滿足負荷要求；同時控制再循環流量，增加堆芯流量，使反應堆功率上升，并與電網負荷匹配。電網負荷降低時，類似的過程按相反方向進行。

為了減少功率調節的響應時間，在再循環流量控制器收到信號的同時，將壓力控制器壓力整定點指示暫時停在稍低的壓力下。這樣，反應堆內的水快速蒸發，使較多的蒸汽幾乎立即供給汽輪機，當反應堆的功率水平上升到所要求的負荷時，壓力再調節回到正常值。

反應堆功率水平的控制是由再循環流量和控制棒相互配合來實現的。控制棒和再循環流量能自動地控制或手動地控制。通過再循環流量的控制，可以在額定功率的65%到100%之間調整反應堆功率。在65%以下可采用控制棒進行功率調節。

圖1中給出沸水堆控制系統。2100433B

沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上來看就是采用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：冷卻水從反應堆底部流進堆芯，對燃料棒進行冷卻，帶走裂變產生的熱能，冷卻水溫度升高并逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽干燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進行發電。福島核電站建于20世紀70年代，屬于沸水堆。

沸水堆由壓力容器、燃料元件、控制棒和汽水分離器等組成。汽水分離器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分開、防止水滴進入汽輪機，造成汽輪機葉片損壞。

沸水堆與壓水堆不同之處在于冷卻劑水通過堆芯變成約285℃左右的蒸汽，被直接被引入汽輪機。所以，沸水堆只有一個回路，省去了蒸汽發生器。

輕水堆核電站相對于重水堆等其他堆型，優點是結構和運行都相對比較簡單，尺寸較小，造價低廉，燃料也比較經濟，具有良好的安全性、可靠性與經濟性。缺點是必須使用低濃鈾，目前采用輕水堆的國家，在核燃料供應上大多依賴美國和獨聯體。此外，輕水堆對天然鈾的利用率低。如果系列地發展輕水堆要比系列地發展重水堆多用天然鈾50%以上。

從維修來看，壓水堆因為一回路和蒸汽系統分開，汽輪機未受放射性的沾污，所以，容易維修。而沸水堆是堆內產生的蒸汽直接進入汽輪機，這樣，汽輪機會受到放射性的沾污，所以在這方面的設計與維修都比壓水堆要麻煩一些。

截至1996年底為止，全世界已運行的沸水堆有94座，總功率78285MW，占全世界已運行核電廠反應堆總數的21.7%和總功率的22.7%。

①沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都有結構緊湊、安全可靠、建造費低、負荷跟隨能力強等優點，其發電成本已可與常規火電廠競爭。兩者都須使用低濃鈾燃料，并使用飽和汽輪機。

②沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器這一壓水堆的薄弱環節，減少了一大故障源。沸水堆的再循環管道比壓水堆的環路管道細得多，故管道斷裂事故的嚴重性遠不如后者。某些沸水堆還用堆內再循環泵取代堆外再循環泵和噴射泵，取消了堆外再循環管道，使事故概率進一步降低。

③沸水堆的失水事故處理比壓水堆簡單，這是因為沸水堆正常工作于沸騰狀態，事故工況與正常工況有類似之外，而壓水堆則正常工作于過冷狀態，失水事故時發生體積沸騰，與正常工況差別較大。其次是沸水堆的應急堆芯冷 卻系統中有兩個分系統都從堆芯上方直接噴淋注水，而壓水堆的應急注水一般都要通過環路管道才能從堆芯底部注入冷卻水。

④沸水堆的流量功率調節比壓水堆的有更大的靈活性。

⑤沸水堆直接產生蒸汽，除了直接接觸堆芯的高溫蒸汽的放射性問題外，還有燃料棒破損時的氣體和揮發性裂變產物都會直接污染汽輪機系統，故燃料棒的質量要求比壓水堆的更高。

⑥沸水堆由于其燃耗深度（約28000MW·d/t）比壓水堆的低，雖然燃料的富集度也低，但相同發電量的天然鈾需要量比壓水堆的大。

⑦沸水堆壓力容器底部除有為數眾多的控制棒開孔外，尚有中子探測器開孔，增加了小失水事故的可能性。控制棒驅動機構較復雜，可靠性要求高，增加維修困難。

⑧沸水堆控制棒自堆底引入，因此發生"未能應急停堆預計瞬態"的可能性比壓水堆的大。

"未能應急停堆預計瞬態"指發生某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入。

針對BWR在技術上和安全性能上的不足之處，美國GE公司聯合日本日立和東芝公司在BWR的基礎上開發設計了比BWR更先進、更安全、更經濟、更簡化的先進沸水堆ABWR。ABWR的最終設計已獲得美國核管會（NRC）的批準。世界上首臺ABWR，日本的柏崎刈羽6號機組于1991年開工、1996年正式投入商業運行。 2100433B