采用四通道微處理機系統，利用計算機程序處理控制邏輯，按四取二邏輯工作，當一條通道故障時能轉為三取二邏輯，有完善的自檢、自診斷及試驗功能，系統的可靠性及可維護性均比沸水堆控制高。

主要控制系統采用基于微處理機的三重冗余系統，由于可以實現比較復雜的控制運算和邏輯處理，控制功能較強，精度較高；同時采取多重化的控制運算，增強了可靠性。有在線檢查和故障查詢功能，以便及時發現和排除故障。

再循環流量控制采用堆芯流量反饋控制方法，使出現大流量擾動時(如泵跳閘)能較快地恢復穩定；通過內置泵及調速裝置調整流量，使熱功率輸出變化能力從沸水堆的30%/min提高到60%/min，增強了負荷跟蹤能力。

給水流量控制采用二環路控制，即水位控制和流量控制。通過采集反應堆水位、主蒸汽流量、給水流量，以及各泵的流量信號，由水位控制器、流量控制器和泵流量控制器聯合控制給水流量。由于水位控制器和流量控制器分開，提高了給水流量的調節能力，并能在負荷變化時控制水位的變動。

壓力控制系統采用汽包壓力控制方式，控制反應堆汽包壓力隨功率增加呈線性變化，較沸水堆采用汽輪機入口壓力控制方式優越，減少了壓力變動。

出力控制分成兩檔，當負荷較低時通過調節控制棒來實行(3%/min)，當負荷較高時通過再循環流量控制系統實行(60%/min)。

包括起動量程和功率量程兩個中子監測系統。采用固定式探測器組件代替傳統的移動式結構，取消驅動裝置；采用數字濾波技術提高抗干擾能力；采用微機進行數據處理及數據傳輸。

主控室由控制臺和大屏幕顯示器組成，取消了大量常規儀表。控制臺裝有冗余的CRT顯示器與平板顯示器，采用觸摸屏結構，不僅可用作核電廠狀態與參數的顯示，同時還具有操作功能。操縱員可通過觸摸屏進行屏幕顯示畫面的選擇，還可在畫面上對泵、閥、開關、電機等設備進行操作。平板顯示器為IE級設備，用于安全系統。控制臺裝有少量專用的手操器，用于手動緊急停堆、改變反應堆運行方式、執行手動控制等。大屏幕顯示器提供全廠大型模擬盤顯示、報警盤顯示和主要參數顯示。全廠大型模擬盤顯示由獨立的微處理機控制和驅動，顯示核電廠的運行狀態；報警盤顯示包括報警窗顯示，反應各種異常狀態和類型，用不同的顏色標志，報警信息經過過濾和組合，使操縱人員迅速、正確地把握引起事故的重要的源報警信號；主要參數顯示盤由過程計算機系統驅動，顯示核電廠主要參數的指示與變化曲線，以及安全參數的狀態，協助操縱人員在異常和事故工況下確定核電廠的安全狀態及應采取的糾正措施。

由于全廠采用了全數字化的一體化計算機控制系統，計算機不僅擔負著直接控制的作用；而且在若干個控制環路之間起著協調控制的作用；同時還可以通過中央監視計算機系統對電廠的過程進行監控；此外還能開發操縱員支持系統，例如操作指導系統、事故分析系統等。綜合上述各種措施，控制室的設計更符合人因工程的要求，提高了操縱人員的工作水平和效能，有助于先進沸水堆核電廠的安全、可靠和高效運行。

采用以分散式計算機系統為基礎的壓水堆核電廠一體化控制系統。整個控制系統大體可分為四個層次：①數據采集及指令執行層；②直接控制層；③協調控制層；④人機接口和信息管理層。協調控制層用以在各個直接控制器之間傳遞控制參數，藉以確定各直接控制器的控制策略。上述信息的傳遞通過高速數據總線進行，為了提高可靠性，采用冗余的結構。數字化控制系統廣泛采用CRT顯示，鍵盤、跟蹤球及觸摸屏操作，作為主控制室的人機接口。系統還設置了以太網的高速數據總線，用以向管理信息系統和技術支援中心傳遞信息。下圖示出壓水堆數字化控制系統的總體結構。

數字化壓水堆控制系統與現有的壓水堆控制系統主要的差別在于前者采用以微處理機為基礎的數字化系統，而后者采用由經典的模擬電路和邏輯電路組成的系統。但兩者在控制參數、系統功能、測量元件及執行機構等方面基本一致。

由于采用數字化的儀表和控制，大大改善了人機接口的人因工程設計，使操縱人員能夠正確有效地判斷各種運行工況和瞬態，迅速做出正確的對策，改善了核電廠的可操作性，提高了核電廠的可用率。在系統中由于運用了冗余和表決技術，防止單一故障導致不恰當的停堆。數字化系統具有較強的自動測試和自診斷能力，并且配備有自動故障定位裝置，使運行維修人員能及時消除系統故障，提高系統無故障運行的時間。鑒于系統采用冗余結構，并設有旁路裝置，因此故障部件的維修和更換可在線進行，而不致產生誤動作。由于采用分散式的結構，使控制機柜靠近控制站，并采用數字化通信，節省大量電纜，簡化電纜敷設，有助于降低核電廠儀表和控制的投資，利用光纜進行數據傳輸還提高系統的抗干擾能力和隔離性能。由于采用標準化的設備和部件級的檢修，因此減少了備品備件的種類和數量，縮短了維修時間。此外，數字化系統有較強的數據處理功能，可以在事故發展的初期進行預報，諸如用于堆芯保護的核電廠限制系統等。

壓水堆數字化控制系統主要包括下列系統：

(1)計算機信息處理系統；

(2)主控制室人機接口裝置；

(3)反應堆保護系統；

(4)反應堆控制系統；

(5)堆芯中子注量率測量系統；

(6)控制棒控制及位置指示系統；

(7)汽輪發電機組控制系統；

(8)非安全級核電廠控制系統等。

反應堆控制系統 主要包括反應堆功率控制、穩壓器壓力控制、穩壓器水位控制、蒸汽發生器水位控制、給水泵轉速控制、蒸汽排放控制，以及各種電動閥門的控制。上述控制分別由相應的計算機子系統實施。對于執行調節控制功能的子系統，控制算法的運算由相應的計算機子系統獨立運算，以保證在控制系統故障時，其影響僅局限在核電廠的某一特定功能上。這類子系統采用故障切換(fail over)的冗余結構，每個子系統有兩個控制器，一個工作，一個備用。工作單元的信息，通過冗余數據信息通道傳送到備用單元，用以調整備用單元控制算法的狀態值，使切換時不致產生沖擊。當檢測出工作單元故障時，自動切換到備用單元。對于執行邏輯控制功能的子系統，采用表決冗余。這類子系統有三個獨立的控制器，接受同樣的輸入信號，進行相同運算。每個控制器與相應的冗余數據信息通道接口，可以隨時傳送和接收數據，互相之間通過串行數據鏈交換信息，輸出與三個I/O總線接口，由信號輸出適配器經三取二表決后輸出。來自反應堆保護系統的數據傳輸，采取相應的隔離和冗余措施，以保證反應堆保護系統和反應堆控制系統的獨立性和可靠性。

為了提高系統的可靠性，每個計算機子系統均連續執行診斷測試程序，以檢驗計算機內存、總線、處理器正常的執行功能。系統還通過與模擬信號的比較來檢查輸入數據的質量，此外還通過反饋讀出輸出模擬量來確認數-模轉換的正確性。一旦發現故障，除自動切換到備用處理器外，還通過數據傳輸送到廠級計算機系統，提請操縱人員注意。

汽輪發電機組控制系統 主要由汽輪機的電液控制(DEH)系統、汽水分離再熱器的蒸汽再熱溫度控制(RTC)系統、緊急停機(ETS)系統、自動電壓調節(AVR)系統，以及汽輪發電機組振動及脹差監察(TSI)系統等組成。汽輪發電機組控制系統綜合上述控制系統的性能，并通過接口與核電廠控制系統協調，以改善核電廠的運行特性，或實現核電廠的遙控自動調度。

核電廠控制系統 主要針對非安全級系統和核電廠輔助系統的控制和數據采集，諸如起動和停閉的順序控制，凝汽器、除氧器水位控制，體積控制箱水位控制，反應堆補給水控制等等。系統通過分布式處理單元來實施，同時通過數據傳輸將信息傳送到計算機信息處理系統。

主控室人機接口 由于計算機的應用，主控室人機接口的設計將采用全新的觀念。主控室的布置將由傳統的按系統為基礎的設計轉向以功能為基礎的設計；主控室的信息顯示、報警、控制將更趨向于智能化，利用專家系統的原理開發各種操縱員支持系統，協助操縱員及時做出正確的判斷和處理；在裝備上將廣泛采取大屏幕顯示、人機交互的由鍵盤、跟蹤球、觸摸屏組成的操縱器和在關鍵場合由常規的開關、按鈕組成的后備操縱器，以及高度自動化的信息處理和報表生成系統。

法國新一代的全數字化N4型壓水堆核電廠(Chooz B)已于1995年正式投用，美國西屋開發的數字化控制系統已在英國的Sizewell B壓水堆核電廠上投用。

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%。

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