在核电厂中，汽轮发电机的功率输出通过进入汽轮机的蒸汽流量、冷却剂的平均温度、燃料棒的释热而直接与核反应堆内的中子注量率相联系。调节中子注量率以满足汽轮发电机组功率输出的需要是反应堆控制系统的基本功能。压水堆电厂通常设定冷却剂平均温度与负荷的函数关系。控制系统可以根据冷却剂平均温度的设定值和测量值之间的信号差异来判断反应堆功率是否满足负荷的需要，并产生控制棒调节动作。在调节过程中，还要避免控制棒在高功率下插入堆芯过深，以防造成轴向中子注量率发生过大的畸变。增加冷却剂中硼的浓度可以提高控制棒的位置。

除了应付反应堆的正常运行外，控制系统还用来实现反应堆的停堆保护。反应堆配备有保护系统，其作用是监测电厂的若干基本参数，并在这些参数一旦达到某个规定的极限值时，即发出紧急停堆信号实施停堆，这种规定的极限值称为安全保护定值。在安全保护定值下实现紧急停堆保护，可以防止运行参数达到可能导致安全屏障破坏的安全极限。

为了保证可靠地发现偏离正常运行工况，每一个可能的瞬态都靠测量一个以上的电厂参数来监测。每个保护功能至少有两个独立通道，测量信号按照冗余信息的集合，即测量信号按三取二或四取二的原则生效。通过这些措施来保证反应堆保护系统具有很高的可靠性。现代压水堆电厂有20个以上的停堆信号，典型的有：

①中子注量率高或变化率过快（启动周期过短）。

②反应堆冷却剂流量丧失。(www.daowen.com)

③运行参数逼近最小临界热流密度比或燃料芯块熔化的工况。

④稳压器压力或水位异常。

⑤来自蒸汽发生器和二回路系统的信号，如液位异常、给水流量和蒸汽流量失配、蒸汽管道间压差过大、汽轮机超速等。

预测各种瞬态下系统热工水力参数的变化，确定控制系统的保护动作定值，是反应堆瞬态热工水力分析的重要内容。