JPH01167699A - 原子炉トリップの可変遅延装置 - Google Patents
原子炉トリップの可変遅延装置Info
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- JPH01167699A JPH01167699A JP63293764A JP29376488A JPH01167699A JP H01167699 A JPH01167699 A JP H01167699A JP 63293764 A JP63293764 A JP 63293764A JP 29376488 A JP29376488 A JP 29376488A JP H01167699 A JPH01167699 A JP H01167699A
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、概して、原子カプラントの保護作用を安全に
遅延させることに向けられており、特に、蒸気発生器の
低水位保護作用、すなわち原子炉トリップ及び補助給水
系の付勢を可変的に遅延させることに向けられている。
遅延させることに向けられており、特に、蒸気発生器の
低水位保護作用、すなわち原子炉トリップ及び補助給水
系の付勢を可変的に遅延させることに向けられている。
【111へ11
現在の原子カプラントの保護作用系においては、いずれ
かの蒸気発生器内に低水位が発生すると、原子炉をトリ
ップさせると共に補助給水系を付勢する。第1図は、4
つの蒸気発生器(SGI 、SC2、SG3.5G4)
を有するプラントにおける補助給水系の付勢並びに原子
炉トリップのロジックの一例を示す。
かの蒸気発生器内に低水位が発生すると、原子炉をトリ
ップさせると共に補助給水系を付勢する。第1図は、4
つの蒸気発生器(SGI 、SC2、SG3.5G4)
を有するプラントにおける補助給水系の付勢並びに原子
炉トリップのロジックの一例を示す。
各蒸気発生器と関連した低水位指示器は、論理ORゲー
ト14と論理ANDゲート15とを駆動する。1つの蒸
気発生器において低水位が指示されると、ORゲート1
4の出力に得られる信号が発生され、それにより原子炉
トリップが開始されると共に、モータ駆動される補助給
水ポンプが付勢される。同様に、2つまたはそれ以上の
蒸気発生器において低水位が指示されると、ANDゲー
ト15の出力に得られる信号が発生され、それによりタ
ービン駆動される補助給水ポンプが付勢される。
ト14と論理ANDゲート15とを駆動する。1つの蒸
気発生器において低水位が指示されると、ORゲート1
4の出力に得られる信号が発生され、それにより原子炉
トリップが開始されると共に、モータ駆動される補助給
水ポンプが付勢される。同様に、2つまたはそれ以上の
蒸気発生器において低水位が指示されると、ANDゲー
ト15の出力に得られる信号が発生され、それによりタ
ービン駆動される補助給水ポンプが付勢される。
これらの作用は、原子炉炉心を保護しかつ崩壊熱除去の
ための充分な熱シンクを維持するよう意図されている。
ための充分な熱シンクを維持するよう意図されている。
かかる保護作用に対する最も重大な必要性は、プラント
が全出力で運転している間に、全蒸気発生器に対する給
水が全体的に減損するか、もしくは主給水管路が破裂し
た後に生じるであろう、従って、蒸気発生器の低水位保
護系の論理及び設定点は、仮定されたこれら制限状態の
要件に従って決定される。しかしながら、同じ保護機能
はまた、プラントめ起動運転中ただ1つの蒸気発生器に
対して給水を終結させるというようなより少ない制限状
態の下でも発生する。
が全出力で運転している間に、全蒸気発生器に対する給
水が全体的に減損するか、もしくは主給水管路が破裂し
た後に生じるであろう、従って、蒸気発生器の低水位保
護系の論理及び設定点は、仮定されたこれら制限状態の
要件に従って決定される。しかしながら、同じ保護機能
はまた、プラントめ起動運転中ただ1つの蒸気発生器に
対して給水を終結させるというようなより少ない制限状
態の下でも発生する。
原子カプラントの運転経験を概括的に見渡すと、もくろ
まれていないすべての原子炉トリップの多数のものが蒸
気発生器の低水位トリップ信号に帰因するということを
示している。事故分析のモデル及び仮定事項に内在しか
つ蒸気発生器の低水位原子炉トリップ設定点を決定する
ために適用される不必要な保守性を除去すれば、より制
限された条件の下で低水位トリップ設定点をプラント運
転中に選択的に下げるのを許容し、それにより、蒸気発
生器の低水位がトリップ設定点以下に落ちて原子炉を不
必要にトリップするという可能性を減じるであろう、不
運にも、蒸気発生器の低水位トリップ設定点を下げるこ
とは蒸気発生器の物理的な設計により制限される。従っ
て、不必要な原子炉トリップを除去することのできる系
統もしくは装置が必要である。
まれていないすべての原子炉トリップの多数のものが蒸
気発生器の低水位トリップ信号に帰因するということを
示している。事故分析のモデル及び仮定事項に内在しか
つ蒸気発生器の低水位原子炉トリップ設定点を決定する
ために適用される不必要な保守性を除去すれば、より制
限された条件の下で低水位トリップ設定点をプラント運
転中に選択的に下げるのを許容し、それにより、蒸気発
生器の低水位がトリップ設定点以下に落ちて原子炉を不
必要にトリップするという可能性を減じるであろう、不
運にも、蒸気発生器の低水位トリップ設定点を下げるこ
とは蒸気発生器の物理的な設計により制限される。従っ
て、不必要な原子炉トリップを除去することのできる系
統もしくは装置が必要である。
11へ11
本発明は、1つもしくは2つ以上の蒸気発生器における
低水位状態から生じる原子炉トリップ及び補助給水系の
付勢を可変的に遅延させるための装置に向けられている
。該装置は、各蒸気発生器に低水位状態が存在するか否
かを決定するため、及び原子炉の出力レベルを決定する
ための複数個のセンナを含んでいる。可変時間遅延の長
さは、蒸気発生器の低水位状態の厳しさ、すなわち低水
位状態を受けている蒸気発生器の数、並びに原子炉の出
力レベルの関数として決定される。遅延期間の満了時に
、蒸気発生器の水位が回復していないならば、原子炉は
トリップされると共に補助給水系は付勢される。遅延は
このように、オペレータの補修動作のための及び水位の
過渡変動の自然の安定化のための時間を提供する。この
ような遅延中に水位が回復すれば、不必要な原子炉トリ
ップは避けられるであろう。
低水位状態から生じる原子炉トリップ及び補助給水系の
付勢を可変的に遅延させるための装置に向けられている
。該装置は、各蒸気発生器に低水位状態が存在するか否
かを決定するため、及び原子炉の出力レベルを決定する
ための複数個のセンナを含んでいる。可変時間遅延の長
さは、蒸気発生器の低水位状態の厳しさ、すなわち低水
位状態を受けている蒸気発生器の数、並びに原子炉の出
力レベルの関数として決定される。遅延期間の満了時に
、蒸気発生器の水位が回復していないならば、原子炉は
トリップされると共に補助給水系は付勢される。遅延は
このように、オペレータの補修動作のための及び水位の
過渡変動の自然の安定化のための時間を提供する。この
ような遅延中に水位が回復すれば、不必要な原子炉トリ
ップは避けられるであろう。
本発明の一実施例は、低水位状態が発生した蒸気発生器
の数と、原子炉出力レベルが成る所定の出力レベル(例
えば、定格熱出力の10パーセント及び50パーセント
)を超えたか否かとを決定する複数個のセンサ及び付随
の論理回路が備えられて、1つもしくは複数の蒸気発生
器における低水位状態から生じる原子炉トリップ及び補
助給水系の付勢を可変的に遅延させるための装置に向け
られている。該装置には、付加的に、低水位状態が検出
されると付勢される複数個のタイマが備えられている。
の数と、原子炉出力レベルが成る所定の出力レベル(例
えば、定格熱出力の10パーセント及び50パーセント
)を超えたか否かとを決定する複数個のセンサ及び付随
の論理回路が備えられて、1つもしくは複数の蒸気発生
器における低水位状態から生じる原子炉トリップ及び補
助給水系の付勢を可変的に遅延させるための装置に向け
られている。該装置には、付加的に、低水位状態が検出
されると付勢される複数個のタイマが備えられている。
これらのタイマは、例えば、5秒、30秒、150秒、
及び280秒の遅延に対応し得る。有効な遅延の長さは
、蒸気発生器の低水位状態及び原子炉出力レベルの厳し
さに基づいてタイマ出力信号の1つを選択するような態
様で結合された複数個の論理ゲートによって決定される
。
及び280秒の遅延に対応し得る。有効な遅延の長さは
、蒸気発生器の低水位状態及び原子炉出力レベルの厳し
さに基づいてタイマ出力信号の1つを選択するような態
様で結合された複数個の論理ゲートによって決定される
。
原子炉のトリップ及び補助給水系の付勢は、もし、出力
レベルが定格熱出力の10パーセントを超えかつ低水位
状態が1つ以上の蒸気発生器内に存在する場合には、5
秒だけ遅延され、もし、出力レベルが定格熱出力の50
パーセントを超えかつ低水位状態がいずれか1つの蒸気
発生器内に存在する場合には、30秒だけ遅延され、も
し、出力レベルが定格熱出力の10パーセントと50パ
ーセントとの間にありかつ低水位状態がいずれか1つの
蒸気発生器内に存在するならば、150秒だけ遅延され
、そして、もし、出力レベルが定格熱出力の10パーセ
ントより小さくかつ低水位状態が少なくとも1つの蒸気
発生器内に存在するならば、280秒だけ遅延される。
レベルが定格熱出力の10パーセントを超えかつ低水位
状態が1つ以上の蒸気発生器内に存在する場合には、5
秒だけ遅延され、もし、出力レベルが定格熱出力の50
パーセントを超えかつ低水位状態がいずれか1つの蒸気
発生器内に存在する場合には、30秒だけ遅延され、も
し、出力レベルが定格熱出力の10パーセントと50パ
ーセントとの間にありかつ低水位状態がいずれか1つの
蒸気発生器内に存在するならば、150秒だけ遅延され
、そして、もし、出力レベルが定格熱出力の10パーセ
ントより小さくかつ低水位状態が少なくとも1つの蒸気
発生器内に存在するならば、280秒だけ遅延される。
遅延期間の満了時に、もし、蒸気発生器の水位が回復さ
れていないならば、原子炉はトリップされると共に、補
助給水系は付勢される。
れていないならば、原子炉はトリップされると共に、補
助給水系は付勢される。
本発明のもう1つの実施例は、原子炉の出力レベルに加
えて各蒸気発生器内に低水位状態が存在するか否かを決
定する複数個のセンサに応答して可変遅延の長さを決定
するマイクロプロセッサを備え、1つもしくは2つ以上
の蒸気発生器内の低水位状態から生じる原子炉のトリッ
プ及び補助給水系の付勢を可変的に遅延させる装置に向
けられている。遅延期間の満了時に、もし、蒸気発生器
水位が回復していないならば、原子炉はトリップされか
つ補助給水系は付勢される。
えて各蒸気発生器内に低水位状態が存在するか否かを決
定する複数個のセンサに応答して可変遅延の長さを決定
するマイクロプロセッサを備え、1つもしくは2つ以上
の蒸気発生器内の低水位状態から生じる原子炉のトリッ
プ及び補助給水系の付勢を可変的に遅延させる装置に向
けられている。遅延期間の満了時に、もし、蒸気発生器
水位が回復していないならば、原子炉はトリップされか
つ補助給水系は付勢される。
本発明の原子炉のトリップ及び補助給水系の付勢を可変
的に遅延させる装置は、即座の保護作用を必要とする苛
酷な低水位過渡状態と、保護作用を不安なく遅延し得る
それ程苛酷でない低水位過渡状態との間で、原子炉保護
装置が識別を行うのを可能とする。これら遅延を適用す
ると、蒸気発生器の低水位の過渡状態が安定化して回復
し、かつオペレータが修正処置を取るための時間を許容
し、これにより、多くの不必要な原子炉トリップは取り
除かれる。本発明のこれら及び他の長所や利益は以下の
好適な実施例の説明から明瞭となるであろう。
的に遅延させる装置は、即座の保護作用を必要とする苛
酷な低水位過渡状態と、保護作用を不安なく遅延し得る
それ程苛酷でない低水位過渡状態との間で、原子炉保護
装置が識別を行うのを可能とする。これら遅延を適用す
ると、蒸気発生器の低水位の過渡状態が安定化して回復
し、かつオペレータが修正処置を取るための時間を許容
し、これにより、多くの不必要な原子炉トリップは取り
除かれる。本発明のこれら及び他の長所や利益は以下の
好適な実施例の説明から明瞭となるであろう。
本発明を明瞭に理解しかつ容易に実施し得るように、以
下、添付図面を参照して単に一例としてt の=
t;日 第2図は、蒸気発生器の低水位原子炉保護作用を可変的
に遅延するための本発明の装置が用いられ得る、代表的
な加圧水型原子炉の概略図を示す。
下、添付図面を参照して単に一例としてt の=
t;日 第2図は、蒸気発生器の低水位原子炉保護作用を可変的
に遅延するための本発明の装置が用いられ得る、代表的
な加圧水型原子炉の概略図を示す。
原子炉容器20は、冷却材流入口手段21及び冷却材流
出口手段22を有している。該原子炉容器20は、主に
制御棒23の位置によって相当量の熱を発生する、複数
の被覆核燃料素子から主に成る炉心(図示せず)を含ん
でいる。炉心によって発生された熱は、入口手段21を
通して流入し、出口手段22を通して流出する、冷却材
の流れによって炉心から運ばれる。出口手段22を通し
て流出する流れは、出口管路24を介し熱交換蒸気発生
器装置25に運ばれる。熱せられた冷却材は、蒸気を生
成するために用いられる水27と熱交換関係にある熱交
換管26を通して運ばれる。蒸気発生器25によって生
成された蒸気は、以下に一層充分に説明されるように、
タービン28を駆動して電気を生成するために用いられ
る。冷却材の流れは、次に、蒸気発生器25から入口管
路29を介して入口手段21に運ばれる。このように、
閉じた循環−次ループは、原子炉容器20と蒸気発生器
25とを結合する。ループの数、従って、蒸気発生器の
数はプラントごとに変わり、一般には2つ、3つまたは
4つが用いられるけれども、第2図に示された装置は、
1つの閉じた流体の流れループでもって示されている。
出口手段22を有している。該原子炉容器20は、主に
制御棒23の位置によって相当量の熱を発生する、複数
の被覆核燃料素子から主に成る炉心(図示せず)を含ん
でいる。炉心によって発生された熱は、入口手段21を
通して流入し、出口手段22を通して流出する、冷却材
の流れによって炉心から運ばれる。出口手段22を通し
て流出する流れは、出口管路24を介し熱交換蒸気発生
器装置25に運ばれる。熱せられた冷却材は、蒸気を生
成するために用いられる水27と熱交換関係にある熱交
換管26を通して運ばれる。蒸気発生器25によって生
成された蒸気は、以下に一層充分に説明されるように、
タービン28を駆動して電気を生成するために用いられ
る。冷却材の流れは、次に、蒸気発生器25から入口管
路29を介して入口手段21に運ばれる。このように、
閉じた循環−次ループは、原子炉容器20と蒸気発生器
25とを結合する。ループの数、従って、蒸気発生器の
数はプラントごとに変わり、一般には2つ、3つまたは
4つが用いられるけれども、第2図に示された装置は、
1つの閉じた流体の流れループでもって示されている。
蒸気発生器25の二次側は、熱交換管26によって一層
ループから隔離されている。蒸気発生器25内の水27
は、−次冷却材と熱交換関係に置かれており、これによ
り、該水27は、熱せられて蒸気すなわち水蒸気に変換
される。蒸気は、水蒸気管路30を介してタービン28
に流れる。タービン28を通過した後、水蒸気は、復水
器31内で凝縮される。復水すなわち水は、管路32を
介して蒸気発生器25の二次側に戻される。このように
、循環する二次ループは、蒸気発生器25をタービン2
8に結合する。
ループから隔離されている。蒸気発生器25内の水27
は、−次冷却材と熱交換関係に置かれており、これによ
り、該水27は、熱せられて蒸気すなわち水蒸気に変換
される。蒸気は、水蒸気管路30を介してタービン28
に流れる。タービン28を通過した後、水蒸気は、復水
器31内で凝縮される。復水すなわち水は、管路32を
介して蒸気発生器25の二次側に戻される。このように
、循環する二次ループは、蒸気発生器25をタービン2
8に結合する。
第2図に示された装置の説明を完全にさせると、圧力差
センサ33は、圧力タップ34及び35間の圧力差を測
定し、蒸気発生器25内の水位27を表わす信号37を
生成する。センサ36は、炉心(図示せず)内の中性子
束を測定し、原子炉の熱出力レベルを表わす信号38を
生成する。
センサ33は、圧力タップ34及び35間の圧力差を測
定し、蒸気発生器25内の水位27を表わす信号37を
生成する。センサ36は、炉心(図示せず)内の中性子
束を測定し、原子炉の熱出力レベルを表わす信号38を
生成する。
第3図は、代表的な3つの蒸気発生器のプラントにおけ
る補助給水系の該略図を示す、補助給水ポンプ41.4
2及び43は、補助給水源である復水貯蔵タンク40か
ら補助給水管路もしくは導管44を介して蒸気発生器2
5に給水を提供する。
る補助給水系の該略図を示す、補助給水ポンプ41.4
2及び43は、補助給水源である復水貯蔵タンク40か
ら補助給水管路もしくは導管44を介して蒸気発生器2
5に給水を提供する。
補助給水ポンプ41及び43はモータ45によって駆動
されるが、補助給水ポンプ42はタービン46によって
附勢される。流量制御弁47は、各蒸気発生器25に対
する補助給水流の調節を可能にする。
されるが、補助給水ポンプ42はタービン46によって
附勢される。流量制御弁47は、各蒸気発生器25に対
する補助給水流の調節を可能にする。
第4図に代わって、図は、本発明の教示に従って構成さ
れた蒸気発生器低水位原子炉保護システム50を示す、
原子炉出力レベル信号38は、2つの原子炉出力レベル
双安定74及び75に入力されて、それぞれ出力信号8
4及び85を生成する。出力レベル双安定の数は、本シ
ステムの任意の特定の履行に対して出力レベルが確実に
されなければならない所望の正確さを示す。
れた蒸気発生器低水位原子炉保護システム50を示す、
原子炉出力レベル信号38は、2つの原子炉出力レベル
双安定74及び75に入力されて、それぞれ出力信号8
4及び85を生成する。出力レベル双安定の数は、本シ
ステムの任意の特定の履行に対して出力レベルが確実に
されなければならない所望の正確さを示す。
蒸気発生器水位信号37は、安全のための冗長条件を満
足するよう各蒸気発生器ループごとに設けられた、4つ
の別々の設定点双安定70.71.72及び73に並列
に入力され得る。4つの水位設定点双安定70.71.
72及び73は、それぞれ、数字80.81.82及び
83によって示される信号を生成する。
足するよう各蒸気発生器ループごとに設けられた、4つ
の別々の設定点双安定70.71.72及び73に並列
に入力され得る。4つの水位設定点双安定70.71.
72及び73は、それぞれ、数字80.81.82及び
83によって示される信号を生成する。
出力信号80.81.82及び83は、ANDゲート7
6に入力される。ANDゲート76の数は、蒸気発生器
の数に対応する。有効な低水位状態が蒸気発生器ループ
内に存在するのを確実にするために、4つの水位双安定
70.71.72及び73のうちの2つが低水位状態を
示した場合にのみ、ANDゲート76の出力信号86は
、かかる低水位状態を示すであろう、各ANDゲート7
6からの出力信号86は、ORゲート77及びANDゲ
ート78の双方を駆動する。いずれの蒸気発生器ループ
における低水位状態も、ORゲート77の出力に信号8
7が得られるようにする。
6に入力される。ANDゲート76の数は、蒸気発生器
の数に対応する。有効な低水位状態が蒸気発生器ループ
内に存在するのを確実にするために、4つの水位双安定
70.71.72及び73のうちの2つが低水位状態を
示した場合にのみ、ANDゲート76の出力信号86は
、かかる低水位状態を示すであろう、各ANDゲート7
6からの出力信号86は、ORゲート77及びANDゲ
ート78の双方を駆動する。いずれの蒸気発生器ループ
における低水位状態も、ORゲート77の出力に信号8
7が得られるようにする。
同様に、2つまたはそれ以上の蒸気発生器における低水
位状態は、ANDゲート78の出力に信号88が得られ
るようにする。
位状態は、ANDゲート78の出力に信号88が得られ
るようにする。
信号84及び85すなわちそれぞれ出力レベル双安定7
4及び75によって生成される出力信号は、信号84の
場合には、原子炉の出力が定格熱出力の50%より少な
いときの高論理レベルに対応し、信号85の場合には原
子炉出力が定格熱出力の10%より少ないときの高論理
レベルに対応し得る。逆に、信号84及び85によって
それぞれ駆動されるNOTゲート91及び92は、NO
Tゲート91の場合には原子炉の出力が定格熱出力の5
0%を超えたとき、そしてNOTORゲート77合には
原子炉出力が定格熱出力の10%を超えたとき、それぞ
れ高論理レベル出力信号93及び94を出力し得る。シ
ステムに含まれる各出力レベル双安定ごとに1つのNO
Tゲートが設けられる。
4及び75によって生成される出力信号は、信号84の
場合には、原子炉の出力が定格熱出力の50%より少な
いときの高論理レベルに対応し、信号85の場合には原
子炉出力が定格熱出力の10%より少ないときの高論理
レベルに対応し得る。逆に、信号84及び85によって
それぞれ駆動されるNOTゲート91及び92は、NO
Tゲート91の場合には原子炉の出力が定格熱出力の5
0%を超えたとき、そしてNOTORゲート77合には
原子炉出力が定格熱出力の10%を超えたとき、それぞ
れ高論理レベル出力信号93及び94を出力し得る。シ
ステムに含まれる各出力レベル双安定ごとに1つのNO
Tゲートが設けられる。
タイマ60.61.62及び63は、ORゲート77に
よって発生される信号87によって附勢される。これら
タイマの各々は、成る出力レベル状態及び蒸気発生器低
水位状態下の受容可能な所定の時間期間でタイム・アウ
トするように設定されている。すべてのプラント動作の
パラメータが遅延期間中受容可能なレベル内に留とまる
のを確実にするように、広範囲に渡る分析が行われた。
よって発生される信号87によって附勢される。これら
タイマの各々は、成る出力レベル状態及び蒸気発生器低
水位状態下の受容可能な所定の時間期間でタイム・アウ
トするように設定されている。すべてのプラント動作の
パラメータが遅延期間中受容可能なレベル内に留とまる
のを確実にするように、広範囲に渡る分析が行われた。
これらの分析は、第5図に示す曲線に帰結した。
一方の曲線は、1つの蒸気発生器に低水位状態がある場
合に、定格熱出力のパーセントで表わされた出力レベル
の関数として、原子炉トリップ及び補助給水附勢の遅延
時間を1000秒単位で示す。
合に、定格熱出力のパーセントで表わされた出力レベル
の関数として、原子炉トリップ及び補助給水附勢の遅延
時間を1000秒単位で示す。
第2の曲線は、2つまたはそれ以上の蒸気発生器に低水
位状態がある場合の、同様の情報を示す。
位状態がある場合の、同様の情報を示す。
これらの曲線を参照し、かつ最悪の場合の出力レベルを
仮定して、タイマ60は、150秒の遅延にセットされ
得(1つの蒸気発生器の低水位、定格熱出力の50の出
力)、タイマ61は、30秒の遅延にセットされ得(1
つの蒸気発生器の低水位、定格熱出力の100%の出力
)、タイマ62は、280秒にセットされ得(2つまた
はそれ以上の蒸気発生器の低水位、定格熱出力の10%
の出力)、そしてタイマ63は、5秒にセットされ得る
(2つまたはそれ以上の蒸気発生器の低水位、定格熱出
力の100%の出力)。
仮定して、タイマ60は、150秒の遅延にセットされ
得(1つの蒸気発生器の低水位、定格熱出力の50の出
力)、タイマ61は、30秒の遅延にセットされ得(1
つの蒸気発生器の低水位、定格熱出力の100%の出力
)、タイマ62は、280秒にセットされ得(2つまた
はそれ以上の蒸気発生器の低水位、定格熱出力の10%
の出力)、そしてタイマ63は、5秒にセットされ得る
(2つまたはそれ以上の蒸気発生器の低水位、定格熱出
力の100%の出力)。
タイマ60の出力信号66、NOTゲート92の出力信
号94、及び信号84は、ANDゲート95を駆動し;
タイマ61の出力信号67及びNOTゲート91の出力
信号93は、A N D ケート96を駆動し;タイマ
62の出力信号68、及び信号85は、ANDゲート9
7を駆動し;タイマ63の出力信号69、NOTゲート
92の出力信号94及びANDゲート78の出力信号8
8は、ANDゲート98を駆動する。この構成は、原子
炉出力レベル、及び蒸気発生器低水位状態の厳しさに基
づいて安全に許容され得る、タイマ出力信号66.67
.68及び69の1つもしくは2つ以上の選択に帰結す
る。タイマ出力信号66.67.68及び69の1つ以
上が選択される場合には、タイマ60.61.62また
は63と関連した信号66.67.68または69の最
も短い遅延期間に対応するものが、原子炉の保護作用を
制御するであろう。
号94、及び信号84は、ANDゲート95を駆動し;
タイマ61の出力信号67及びNOTゲート91の出力
信号93は、A N D ケート96を駆動し;タイマ
62の出力信号68、及び信号85は、ANDゲート9
7を駆動し;タイマ63の出力信号69、NOTゲート
92の出力信号94及びANDゲート78の出力信号8
8は、ANDゲート98を駆動する。この構成は、原子
炉出力レベル、及び蒸気発生器低水位状態の厳しさに基
づいて安全に許容され得る、タイマ出力信号66.67
.68及び69の1つもしくは2つ以上の選択に帰結す
る。タイマ出力信号66.67.68及び69の1つ以
上が選択される場合には、タイマ60.61.62また
は63と関連した信号66.67.68または69の最
も短い遅延期間に対応するものが、原子炉の保護作用を
制御するであろう。
低水位状態が1つの蒸気発生器に存在し、そして原子炉
出力レベルが定格熱出力の10及び50%間にあるなら
ば、ANDゲート95は、150秒の満了時に高論理レ
ベル出力を発生し得る。低水位状態が1つの蒸気発生器
に存在し、原子炉出力レベルが定格熱出力の50%を超
えているならば、ANDゲート96は、30秒の満了時
に高論理レベル出力を発生し得る。低水位状態が2つま
たはそれ以上の蒸気発生器に存在し、原子炉出力レベル
が定格熱出力の10%を超えている場合には、ANDゲ
ート98は、5秒の満了時に高論理レベル出力を発生し
得る。原子炉出力が定格熱出力の10%より小さく、低
水位状態が1つまたはそれ以上の蒸気発生器に存・在す
るならば、ANDゲート97は、280秒の満了時に高
論理レベル出力を発生し得る。この場合、原子炉出力レ
ベルが定格熱出力の10%より小さいときには、タイマ
63の出力がANDゲート98によって阻止されるので
、影響を受けている蒸気発生器の数に無関係にタイマ6
2が保護作用を制御する。この設計は、低水位状態によ
って影響されている蒸気発生器の数が変化するか、原子
炉出力レベルが蒸気発生器の低水位状態中に変動するか
のいずれかの場合に異なった時間遅延の選択を可能にす
る。さらに、保護作用を開始した状態が、存在しなくな
った場合には、システムはリセットされてどんな保護作
用も行われない6原子炉出力レベルが所定の出力レベル
の1つを超え、次に、それ以下に下がったときには、シ
ステムのリセットは所望されず、それ故、ラッチ(図示
せず)が設けられている。
出力レベルが定格熱出力の10及び50%間にあるなら
ば、ANDゲート95は、150秒の満了時に高論理レ
ベル出力を発生し得る。低水位状態が1つの蒸気発生器
に存在し、原子炉出力レベルが定格熱出力の50%を超
えているならば、ANDゲート96は、30秒の満了時
に高論理レベル出力を発生し得る。低水位状態が2つま
たはそれ以上の蒸気発生器に存在し、原子炉出力レベル
が定格熱出力の10%を超えている場合には、ANDゲ
ート98は、5秒の満了時に高論理レベル出力を発生し
得る。原子炉出力が定格熱出力の10%より小さく、低
水位状態が1つまたはそれ以上の蒸気発生器に存・在す
るならば、ANDゲート97は、280秒の満了時に高
論理レベル出力を発生し得る。この場合、原子炉出力レ
ベルが定格熱出力の10%より小さいときには、タイマ
63の出力がANDゲート98によって阻止されるので
、影響を受けている蒸気発生器の数に無関係にタイマ6
2が保護作用を制御する。この設計は、低水位状態によ
って影響されている蒸気発生器の数が変化するか、原子
炉出力レベルが蒸気発生器の低水位状態中に変動するか
のいずれかの場合に異なった時間遅延の選択を可能にす
る。さらに、保護作用を開始した状態が、存在しなくな
った場合には、システムはリセットされてどんな保護作
用も行われない6原子炉出力レベルが所定の出力レベル
の1つを超え、次に、それ以下に下がったときには、シ
ステムのリセットは所望されず、それ故、ラッチ(図示
せず)が設けられている。
特定的には、出力レベルが変動している場合には、蒸気
発生器の水位が正常状態に戻らない限り原子炉トリップ
が両生じるように、出力レベル信号84及び85、従っ
て、信号93及び94はラッチされる。
発生器の水位が正常状態に戻らない限り原子炉トリップ
が両生じるように、出力レベル信号84及び85、従っ
て、信号93及び94はラッチされる。
ANDゲート95.96.97及び98のうちの1つの
出力端子に生じた信号は、原子炉の保護作用を開始する
。原子炉トリップ信号99は、第2図の制御棒23が原
子炉心(図示せず)内に挿入されて、それ故、熱の発生
を停止させるようにする。補助給水付勢信号100は、
補助給水ポンプ41.42及び43に動力を供給するよ
う第3図のモータ45及びタービン46を付勢する。補
助給水付勢信号100はまた蒸気発生器25への補助給
水の流れを可能とするように、第3図の流量制御弁47
を開く。
出力端子に生じた信号は、原子炉の保護作用を開始する
。原子炉トリップ信号99は、第2図の制御棒23が原
子炉心(図示せず)内に挿入されて、それ故、熱の発生
を停止させるようにする。補助給水付勢信号100は、
補助給水ポンプ41.42及び43に動力を供給するよ
う第3図のモータ45及びタービン46を付勢する。補
助給水付勢信号100はまた蒸気発生器25への補助給
水の流れを可能とするように、第3図の流量制御弁47
を開く。
第4図に示された論理回路は、原子炉のトリップ及び補
助給水系の付勢を可変的に遅延させるためのシステムの
1つの可能な構成を示す、該回路は、どのような数の蒸
気発生器ループをも収容するよう拡張され得る。タイマ
の数も、第5図の曲線をいかに厳密にモデル化すべきか
に依存して変更され得る。
助給水系の付勢を可変的に遅延させるためのシステムの
1つの可能な構成を示す、該回路は、どのような数の蒸
気発生器ループをも収容するよう拡張され得る。タイマ
の数も、第5図の曲線をいかに厳密にモデル化すべきか
に依存して変更され得る。
本発明の蒸気発生器の低水位原子炉保護装置の別の実施
は、第4図の論理回路の代わりに、第6図に示されたマ
イクロプロセッサ110の使用を伴う。第4図における
のと同様に、各ANDゲードア6からの出力信号86は
、ORゲート77及びANDゲート78の双方を駆動す
る。低水位状態がいずれか1つの蒸気発生器に存在する
ときORゲート77の出力に得られる信号87、並びに
低水位状態が2つまたはそれ以上の蒸気発生器に存在す
るときANDゲート78の出力に得られる信号88は、
マイクロプロセッサ110に入力される。マイクロプロ
セッサ110はまた原子炉出力レベル信号38をも受信
する。マイクロプロセッサ110は、低水位状態によっ
て影響されている蒸気発生器の数、及び原子炉出力レベ
ルに基づいて実時間ベースで適切な遅延を決定するよう
、第5図に示された曲線でもってプログラム化され得る
。マイクロプロセッサ110によって信号99及び10
0が発生され、それらは、蒸気発生器の水位が復帰もし
くは回復しない場合に、それぞれ、原子炉のトリップ及
び補助給水系の付勢を開始させるよう、既知の出力イン
ターフェース114を介して出力される。このマイクロ
プロセッサの実施に関して、1つの変更例は、第5図の
情報を収容したテーブルを組込むだろう、マイクロプロ
セッサ110は、低水位の過渡状態の苛酷さ及び測定さ
れた出力レベルに基づいて遅延時間のテーブルを参照す
ることによって適切な遅延を決定するようにプログラム
化される。
は、第4図の論理回路の代わりに、第6図に示されたマ
イクロプロセッサ110の使用を伴う。第4図における
のと同様に、各ANDゲードア6からの出力信号86は
、ORゲート77及びANDゲート78の双方を駆動す
る。低水位状態がいずれか1つの蒸気発生器に存在する
ときORゲート77の出力に得られる信号87、並びに
低水位状態が2つまたはそれ以上の蒸気発生器に存在す
るときANDゲート78の出力に得られる信号88は、
マイクロプロセッサ110に入力される。マイクロプロ
セッサ110はまた原子炉出力レベル信号38をも受信
する。マイクロプロセッサ110は、低水位状態によっ
て影響されている蒸気発生器の数、及び原子炉出力レベ
ルに基づいて実時間ベースで適切な遅延を決定するよう
、第5図に示された曲線でもってプログラム化され得る
。マイクロプロセッサ110によって信号99及び10
0が発生され、それらは、蒸気発生器の水位が復帰もし
くは回復しない場合に、それぞれ、原子炉のトリップ及
び補助給水系の付勢を開始させるよう、既知の出力イン
ターフェース114を介して出力される。このマイクロ
プロセッサの実施に関して、1つの変更例は、第5図の
情報を収容したテーブルを組込むだろう、マイクロプロ
セッサ110は、低水位の過渡状態の苛酷さ及び測定さ
れた出力レベルに基づいて遅延時間のテーブルを参照す
ることによって適切な遅延を決定するようにプログラム
化される。
本発明を例示的な実施例と関連して説明してきたけれど
も、多くの変更並びに修正が当業者には容易に明瞭とな
ることが理解されるであろう、従って、以上の説明及び
特許請求の範囲の記載はかかる変更及び修正のすべてを
包含するよう意図されている。
も、多くの変更並びに修正が当業者には容易に明瞭とな
ることが理解されるであろう、従って、以上の説明及び
特許請求の範囲の記載はかかる変更及び修正のすべてを
包含するよう意図されている。
第1図は、従来技術による蒸気発生器低水位原子炉保護
装置を示すブロック図、第2図は、代表的な加圧水型原
子炉−蒸気発生器系統を概略的に示す系統図、第3図は
、代表的な4つの蒸気発生器補助給水系統を示す図、第
4図は、本発明の教示に従って構成された蒸気発生器低
水位原子炉保護装置を示すブロック回路図、第5図は、
保護作用の許容し得る遅延を原子炉出力レベルの関数と
して2つの曲線で示す図、第6図は、本発明の教示に従
って構成された蒸気発生器低水位原子炉保護装置のもう
1つの実施例を示すブロック回路図である0図において
、20は原子炉容器、23は制御棒、25は蒸気発生器
、27は水、28はタービン、31は復水器、33は圧
力差センサ、36は原子炉の熱出力レベル・センサ、3
7は水位信号、38は熱出力レベル信号、40は復水貯
蔵タンク、41〜43は給水ポンプ、45はモータ、4
6はタービン、47は流量制御弁、50は蒸気発生器低
水位原子炉保護装置、60〜63はタイマ、70〜73
は水位設定点双安定、74及び75は出力レベル双安定
、76はANDゲート、77はORゲート、78はAN
Dゲート、91及び92はNOTゲート、95〜98は
ANDゲート、99は原子炉トリップ、110はマイク
ロプロセッサ、114は出力インターフェース、である
。 特許出願人 ウェスチングハウス・エレクFIG、
1 λ−各慕土力に対する割合(%) SGI SG2 SG35c4 FIG、 6
装置を示すブロック図、第2図は、代表的な加圧水型原
子炉−蒸気発生器系統を概略的に示す系統図、第3図は
、代表的な4つの蒸気発生器補助給水系統を示す図、第
4図は、本発明の教示に従って構成された蒸気発生器低
水位原子炉保護装置を示すブロック回路図、第5図は、
保護作用の許容し得る遅延を原子炉出力レベルの関数と
して2つの曲線で示す図、第6図は、本発明の教示に従
って構成された蒸気発生器低水位原子炉保護装置のもう
1つの実施例を示すブロック回路図である0図において
、20は原子炉容器、23は制御棒、25は蒸気発生器
、27は水、28はタービン、31は復水器、33は圧
力差センサ、36は原子炉の熱出力レベル・センサ、3
7は水位信号、38は熱出力レベル信号、40は復水貯
蔵タンク、41〜43は給水ポンプ、45はモータ、4
6はタービン、47は流量制御弁、50は蒸気発生器低
水位原子炉保護装置、60〜63はタイマ、70〜73
は水位設定点双安定、74及び75は出力レベル双安定
、76はANDゲート、77はORゲート、78はAN
Dゲート、91及び92はNOTゲート、95〜98は
ANDゲート、99は原子炉トリップ、110はマイク
ロプロセッサ、114は出力インターフェース、である
。 特許出願人 ウェスチングハウス・エレクFIG、
1 λ−各慕土力に対する割合(%) SGI SG2 SG35c4 FIG、 6
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 蒸気発生器の低水位状態から生じる原子炉トリップを可
変的に遅延させる装置であって、低水位状態が前記蒸気
発生器内に存在するか否かを決定するための手段と、 前記原子炉の出力レベルを決定するための手段と、 前記蒸気発生器の低水位状態及び前記出力レベルに応答
して可変的な時間遅延の長さを決定する手段と、 前記可変遅延に応答して前記原子炉をトリップさせる手
段と、 を備えた原子炉トリップの可変遅延装置。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US125,515 | 1987-11-25 | ||
US07/125,515 US4832898A (en) | 1987-11-25 | 1987-11-25 | Variable delay reactor protection system |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH01167699A true JPH01167699A (ja) | 1989-07-03 |
JPH0631814B2 JPH0631814B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=22420069
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP63293764A Expired - Lifetime JPH0631814B2 (ja) | 1987-11-25 | 1988-11-22 | 原子炉トリップの可変遅延装置 |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4832898A (ja) |
EP (1) | EP0318323A3 (ja) |
JP (1) | JPH0631814B2 (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2002525615A (ja) * | 1998-09-18 | 2002-08-13 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | デジタルプラント保護システム |
JP2013092476A (ja) * | 2011-10-26 | 2013-05-16 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 蒸気発生器の補助給水弁制御装置 |
Families Citing this family (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2626403B1 (fr) * | 1988-01-27 | 1990-05-11 | Framatome Sa | Systeme de protection d'un reacteur nucleaire en cas de chute d'un element antireactif |
US5192493A (en) * | 1989-08-30 | 1993-03-09 | Westinghouse Electric Corp. | Median signal selector for feedwater control systems |
US5249551A (en) * | 1991-04-09 | 1993-10-05 | Kirkpatrick William J | Steam generation system mass and feedwater control system |
US5268939A (en) * | 1992-10-19 | 1993-12-07 | General Electric Company | Control system and method for a nuclear reactor |
US6269873B1 (en) * | 1994-10-05 | 2001-08-07 | Commissariat A L'energie Atomique | Method for controlling heat exchange in a nuclear reactor |
JP5796945B2 (ja) | 2010-10-04 | 2015-10-21 | 三菱重工業株式会社 | 原子力発電プラント制御システムおよび原子力発電プラント制御システムの制御方法 |
US8638898B2 (en) * | 2011-03-23 | 2014-01-28 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Emergency core cooling system for pressurized water reactor |
CN103871531B (zh) * | 2012-12-11 | 2016-08-31 | 中国核动力研究设计院 | 一种事故工况下延长蒸汽发生器满溢时间的方法 |
CN112751319B (zh) * | 2020-12-29 | 2024-01-30 | 中国电力工程顾问集团西北电力设计院有限公司 | 一种机组启动时的低功率保护控制方法 |
CN116182140A (zh) * | 2023-02-24 | 2023-05-30 | 中广核研究院有限公司 | 压水堆反应堆停堆后的蒸汽发生器水位控制方法与系统 |
Family Cites Families (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3997767A (en) * | 1973-07-31 | 1976-12-14 | Combustion Engineering, Inc. | Reactor trip on turbine trip inhibit control system for nuclear power generating system |
US4104117A (en) * | 1977-02-07 | 1978-08-01 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor power generation |
US4231328A (en) * | 1978-07-18 | 1980-11-04 | Westinghouse Electric Corp. | Automatic steam generator feedwater realignment system |
US4290850A (en) * | 1978-09-01 | 1981-09-22 | Hitachi, Ltd. | Method and apparatus for controlling feedwater flow to steam generating device |
US4424186A (en) * | 1981-03-02 | 1984-01-03 | Westinghouse Electric Corp. | Power generation |
US4478783A (en) * | 1981-12-07 | 1984-10-23 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear power plant feedwater controller design |
JPS58214901A (ja) * | 1982-06-08 | 1983-12-14 | Chiyoda Chem Eng & Constr Co Ltd | プラントのトリツプ指令回路 |
US4738818A (en) * | 1986-09-29 | 1988-04-19 | Westinghouse Electric Corp. | Feedwater control in a PWR following reactor trip |
-
1987
- 1987-11-25 US US07/125,515 patent/US4832898A/en not_active Expired - Fee Related
-
1988
- 1988-11-22 JP JP63293764A patent/JPH0631814B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1988-11-25 EP EP88311220A patent/EP0318323A3/en not_active Withdrawn
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2002525615A (ja) * | 1998-09-18 | 2002-08-13 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | デジタルプラント保護システム |
JP2013092476A (ja) * | 2011-10-26 | 2013-05-16 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 蒸気発生器の補助給水弁制御装置 |
US9208905B2 (en) | 2011-10-26 | 2015-12-08 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Auxiliary feedwater valve control apparatus of steam generator |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0318323A3 (en) | 1990-01-10 |
US4832898A (en) | 1989-05-23 |
EP0318323A2 (en) | 1989-05-31 |
JPH0631814B2 (ja) | 1994-04-27 |
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
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