JPH0350235B2 - - Google Patents

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JPH0350235B2
JPH0350235B2 JP57158548A JP15854882A JPH0350235B2 JP H0350235 B2 JPH0350235 B2 JP H0350235B2 JP 57158548 A JP57158548 A JP 57158548A JP 15854882 A JP15854882 A JP 15854882A JP H0350235 B2 JPH0350235 B2 JP H0350235B2
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JP
Japan
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speed command
command signal
reactor
speed
circuit
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Masao Hirose
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Hitachi Ltd
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    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、再循環ポンプによつて原子炉出力が
制御される沸騰水型原子炉の再循環ポンプ制御装
置に係り、特に再循環ポンプ駆動電源が瞬停した
とき、原子炉運転を保護するに好適な機能を備え
たものに関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a recirculation pump control device for a boiling water nuclear reactor in which reactor output is controlled by a recirculation pump, and in particular, when a recirculation pump drive power source momentarily stops, This invention relates to a device equipped with functions suitable for protecting nuclear reactor operation.

一般に、沸騰水型原子炉にあつては、冷却材の
炉心流量を再循環ポンプによつて制御することに
より、原子炉の出力制御が行われている。つまり
炉心には通常、冷却材の蒸気泡(以下ボイドと称
する)が発生されており、炉心流量を増加させる
とボイドが一時的に減少され、これによつて炉心
内の冷却材(減速材)が相対的に増える。このよ
うに冷却材の相対量が増えると、炉心における中
性子が減速され核反応が促進され、原子炉出力が
増大する。ある程度まで原子炉出力が増大すると
ボイドが増え、ボイドと冷却材と出力との相対関
係が釣合うところで出力が整定される。
Generally, in a boiling water reactor, the output of the reactor is controlled by controlling the core flow rate of coolant using a recirculation pump. In other words, coolant vapor bubbles (hereinafter referred to as voids) are normally generated in the reactor core, and increasing the core flow rate temporarily reduces the voids, thereby reducing the coolant (moderator) in the core. increases relatively. This increase in the relative amount of coolant slows down neutrons in the reactor core, accelerates nuclear reactions, and increases reactor power. When the reactor output increases to a certain point, the number of voids increases, and the output is stabilized when the relative relationship between the voids, the coolant, and the output is balanced.

ところが、逆に炉心流量が減少すると一時的に
ボイドが増加し、原子炉出力(中性子束)が降下
することがある。このように、炉心流量が比較的
短時間で増加,減少されると、それに応じたボイ
ドの減少幅,増加幅が大きくなり、そのために中
性子束(炉出力に相当する)の変動幅が異常に大
きくなつてしまうことがあり、これによつて原子
炉スクラムに至つてしまうということがあつた。
However, when the core flow rate decreases, the number of voids increases temporarily, and the reactor output (neutron flux) may decrease. In this way, when the core flow rate increases or decreases in a relatively short period of time, the corresponding decrease or increase in voids increases, which causes the fluctuation range of neutron flux (corresponding to reactor power) to become abnormal. There have been cases where the reactor has become so large that it has led to a reactor scram.

例えば、第1図のグラフに示したように、t=
0において再循環ポンプ駆動電源に瞬停が発生す
ると、再循環ポンプおよび駆動モータの慣性が小
さいことから速度が急速に低下される。次に瞬停
が復帰されると最大速度上昇率にて速度が上昇さ
れるようになる。このポンプ速度に追従して炉心
流量が急速に減少増加されると、第1図に示した
ように中性子束は一旦下降するが、その反動で炉
心流量増加と共に急速に上昇される。中性子束上
昇が原子炉の中性子束高スクラム設定値(例えば
120%)に達すると、制御棒を急速に挿入するな
どの原子炉スクラムがなされる。スクラムすると
中性子束は、制御反応度がボイド反応度に打ち勝
つまで多少上昇を続けるが、スクラム反応度の効
果によつて急速に零出力まで降下される。
For example, as shown in the graph of Figure 1, t=
If a momentary power failure occurs in the recirculation pump drive power supply at 0, the speed will be rapidly reduced due to the low inertia of the recirculation pump and drive motor. Next, when the momentary power failure is restored, the speed will be increased at the maximum speed increase rate. When the core flow rate is rapidly decreased or increased in accordance with this pump speed, the neutron flux once decreases as shown in FIG. 1, but as a reaction to this, it rapidly increases as the core flow rate increases. The neutron flux rise is due to the reactor's neutron flux high scram setpoint (e.g.
120%), a reactor scram is performed, including rapid insertion of control rods. When scramming, the neutron flux continues to rise somewhat until the control reactivity overcomes the void reactivity, but it is rapidly reduced to zero output by the effect of the scram reactivity.

上記したように、瞬停などの如き再循環ポンプ
駆動電源の急激な電圧変動があると、原子炉がス
クラムされてしまうという虞れがあつた。
As mentioned above, if there is a sudden voltage fluctuation in the recirculation pump drive power supply, such as a momentary power outage, there is a risk that the reactor will be scrammed.

本発明の目的は、再循環ポンプ駆動電源の瞬停
などの如き、急激な電圧変動に起因する原子炉の
スクラムを防止させることができる再循環ポンプ
制御装置を提供することにある。
SUMMARY OF THE INVENTION An object of the present invention is to provide a recirculation pump control device that can prevent a nuclear reactor scram caused by sudden voltage fluctuations such as instantaneous power outage of the recirculation pump drive power source.

本発明は、再循環ポンプ駆動電源の停電検出信
号によつて、再循環ポンプ減速指令信号を出力し
て減速させた後、所定時間経過後あるいは通常復
帰指令が入力されたとき、一定の上昇率によつて
原子炉出力目標値に応じた速度まで上昇させる復
帰速度指令信号を出力する瞬停速度制御回路を設
けて再循環ポンプ制御装置を構成することによ
り、瞬停などの如き急激な電圧変動に起因する原
子炉スクラムを防止させようとするものである。
The present invention outputs a recirculation pump deceleration command signal to decelerate the recirculation pump in response to a power failure detection signal of the recirculation pump drive power supply, and then maintains a constant rate of increase after a predetermined period of time or when a normal return command is input. By configuring the recirculation pump control device with an instantaneous power failure speed control circuit that outputs a return speed command signal that increases the speed to a speed corresponding to the reactor output target value, it is possible to prevent sudden voltage fluctuations such as instantaneous power failures. The aim is to prevent reactor scrams caused by

以下、本発明を図示実施例に基づいて説明す
る。
Hereinafter, the present invention will be explained based on illustrated embodiments.

第2図に本発明の適用された一実施例の、原子
炉および再循環ポンプ制御装置の、全体構成図が
示されている。第2図に示されたように、沸騰水
型原子炉は原子炉容器1と、この容器1の中心部
に配設された炉心2と、底部に設けられた複数の
再循環ポンプ3と、このポンプ3に係合された駆
動モータ4と、前記炉心2内に挿入可能に設けら
れた制御棒5と、この制御棒5の駆動装置6と、
炉心2の頭部に設けられた気水分離器7と、容器
1の頂部空塔部に設けられたドライヤ8とから形
成されている。原子炉容器1内には所定のレベル
まで、冷却材9が流出されるようになつており、
この冷却材は炉心2によつて加熱・蒸気化され、
気水分離器7とドライヤ8を通して主蒸気ライン
10へ送出されるようになつている。また、炉心
2周囲の冷却材は、再循環ポンプ3によつて図示
矢印11のように炉心2内へ流入されるようにな
つている。
FIG. 2 shows an overall configuration diagram of a nuclear reactor and recirculation pump control device according to an embodiment of the present invention. As shown in FIG. 2, the boiling water reactor includes a reactor vessel 1, a reactor core 2 disposed in the center of the vessel 1, and a plurality of recirculation pumps 3 disposed at the bottom. A drive motor 4 engaged with the pump 3, a control rod 5 inserted into the reactor core 2, a drive device 6 for the control rod 5,
It consists of a steam separator 7 provided at the head of the reactor core 2 and a dryer 8 provided at the top of the vessel 1. Coolant 9 is allowed to flow out into the reactor vessel 1 to a predetermined level.
This coolant is heated and vaporized by the core 2,
The steam is sent through a steam separator 7 and a dryer 8 to a main steam line 10. Further, the coolant around the core 2 is caused to flow into the core 2 as indicated by an arrow 11 in the figure by a recirculation pump 3.

前記駆動モータ4はモータ制御装置12に接続
されており、このモータ制御装置12は静止型の
周波数可変電源装置から形成され、速度指令回路
13から入力される速度指令信号SNに応じた周
波数の、モータ駆動電力を出力するようになつて
いる。また、モータ制御装置12の電源入力端1
4に低電圧検出器15が接続され、この検出器1
5の検出信号VLは速度指令回路13に入力され
ている。この速度指令回路13のブロツク構成
が、第3図に示されている。
The drive motor 4 is connected to a motor control device 12, which is formed from a stationary frequency variable power supply device, and has a frequency that corresponds to a speed command signal S N input from a speed command circuit 13. , which outputs motor drive power. In addition, the power input terminal 1 of the motor control device 12
A low voltage detector 15 is connected to 4, and this detector 1
The detection signal V L of No. 5 is input to the speed command circuit 13. The block configuration of this speed command circuit 13 is shown in FIG.

第3図に示されたように、原子炉の出力目標値
POと出力検査値PAとの出力偏差ΔPが、減算器に
21によつて演算され、信号保持回路22を介し
て通常速度指令回路23に入力されるようになつ
ている。この通常速度指令回路23からは、前記
出力偏差ΔPを“0”にするために要する再循環
ポンプ2の速度指令信号SNAが形成され、低値通
過ゲート回路24に出力されるようになつてい
る。一方、瞬停速度指令回路は、速度上昇率制限
器29と、それぞれゲート27,28を介して速
度上昇率制限器29に接続された減速速度設定器
25、復帰速度設定器26、とから形成されてい
る。速度上昇率制限器29は、入力される減速指
令信号SLや復帰速度指令信号SHの信号が増大され
たとき、その上昇率を一定値に制限するように形
成されており、逆に減少するときは制限しないよ
うに形成されている。この速度上昇率制限器29
の速度指令信号SNBは前記低値通過ゲート回路2
4に入力されており、前述の速度指令信号SNA
のいずれか低い値の速度指令信号が速度指令SN
として、モータ制御装置12に出力されるように
なつている。
As shown in Figure 3, the target output value of the reactor
An output deviation ΔP between P O and the output inspection value P A is calculated by a subtracter 21 and inputted to the normal speed command circuit 23 via the signal holding circuit 22 . From this normal speed command circuit 23, a speed command signal SNA for the recirculation pump 2 required to make the output deviation ΔP "0" is generated, and is output to the low value passage gate circuit 24. There is. On the other hand, the instantaneous power failure speed command circuit is formed of a speed increase rate limiter 29, and a deceleration speed setter 25 and a return speed setter 26 connected to the speed increase rate limiter 29 via gates 27 and 28, respectively. has been done. The speed increase rate limiter 29 is configured to limit the rate of increase to a certain value when the input deceleration command signal S L or return speed command signal S H increases, and conversely decreases the rate of increase. It is designed so that there are no restrictions when doing so. This speed increase rate limiter 29
The speed command signal SNB is the low value passing gate circuit 2.
4, and the speed command signal with the lower value of the speed command signal S NA mentioned above is the speed command signal S N
The output signal is output to the motor control device 12 as follows.

また、低電圧検出器15から出力される低電圧
の検出信号VL(論理信号)は、信号保持回路30
に入力されて保持されるようになつており、検出
信号VLが保持されている間は、ゲート27は
「開」、ゲート28は「閉」となるように、また、
復帰信号Rによつて信号保持回路30がリセツト
されたときは、ゲート27は「閉」、ゲート28
は「開」となるように形成されている。なお、低
電圧検出器15に信号自己保持回路が設けられて
いる場合には、この信号保持回路30は不要とな
る。
Furthermore, the low voltage detection signal V L (logical signal) output from the low voltage detector 15 is transmitted to the signal holding circuit 30.
While the detection signal V L is being held, the gate 27 is "open" and the gate 28 is "closed".
When the signal holding circuit 30 is reset by the return signal R, the gate 27 is "closed" and the gate 28 is "closed".
is formed to be "open". Note that if the low voltage detector 15 is provided with a signal self-holding circuit, this signal holding circuit 30 is not necessary.

さらに、前記速度指令信号SNAとSNBは比較器3
2に入力されており、この比較器32はSNA>SNB
になつたとき、前記信号保持回路22に信号を出
力するようになつている。この信号が入力される
と、信号保持回路22はそのときの出力偏差ΔP
を保持して出力するようになつている。この保持
は次にSNA<SNBに変化したとき解除されるように
なつている。
Furthermore, the speed command signals S NA and S NB are sent to the comparator 3.
2, and this comparator 32 satisfies S NA > S NB
When this happens, a signal is output to the signal holding circuit 22. When this signal is input, the signal holding circuit 22 outputs the output deviation ΔP at that time.
It is designed to hold and output. This holding is then released when S NA <S NB .

このように構成された実施例の動作について、
第4図に示された動作のフローチャートを参照し
ながら以下に説明する。
Regarding the operation of the embodiment configured in this way,
The operation will be explained below with reference to the flowchart of the operation shown in FIG.

通常の状態においては、出力目標値POと出力
検出値PAとの偏差に応じた速度指令信号SNA(例
えば100%の回転速度指令)が、速度指令信号SN
として出力され、これに基づいてモータ制御装置
12から出力される周波数の電力によつて、再循
環ポンプ3を駆動し、炉心流量を制御している。
Under normal conditions, the speed command signal S NA (for example, 100% rotational speed command) according to the deviation between the output target value P O and the output detected value P A is the speed command signal S N
Based on this, the recirculation pump 3 is driven by the power of the frequency output from the motor control device 12 to control the core flow rate.

瞬停などによる再循環ポンプ3駆動電源の電圧
低下が、低電圧検出器15によつて検出される
(第4図ステツプ41)と、これによりステツプ42
において、ゲート28が「閉」、ゲート27が
「開」され、速度上昇率制限器29に入力される
信号は、復帰速度指令信号SH(例えば105%に設定
されている。)から、減速指令信号SL(例えば40%
に設定されている。)に切換えられ、この制限器
29からは速度指令信号SNBとして、何ら変化率
の制限されないSLが出力される。このSLは、通常
の速度指令信号SNAに比して十分低い値であるこ
とから、低値通過ゲート回路24からはSNAに変
えて、減速指令信号SLが速度指令信号SNとして
出力される。これと同時に、ステツプ43におい
て、比較器32が動作して、信号保持回路22の
出力偏差ΔPがそのときの値に固定される。
When a voltage drop in the power supply for driving the recirculation pump 3 due to an instantaneous power outage is detected by the low voltage detector 15 (step 41 in FIG. 4), the voltage drop occurs in step 42.
, the gate 28 is "closed" and the gate 27 is "opened", and the signal input to the speed increase rate limiter 29 is determined from the return speed command signal S H (set to 105%, for example). Command signal S L (e.g. 40%
is set to . ), and this limiter 29 outputs S L , whose rate of change is not limited in any way, as the speed command signal SNB . Since this S L is a sufficiently low value compared to the normal speed command signal S NA , the low value passage gate circuit 24 outputs the deceleration command signal S L as the speed command signal S N instead of S NA . Output. At the same time, in step 43, the comparator 32 operates, and the output deviation ΔP of the signal holding circuit 22 is fixed at the value at that time.

これによつて、第5図に示されたように、再循
環ポンプ3の速度は瞬停と同時に、ポンプ系の時
定数(例えば0.7秒)に応じて一旦急激に減速さ
れるが、瞬停が回復されると、前記減速指令信号
SLに基づいた減速速度の一定値に制御され、これ
に応じて炉心流量も一定な低流量に制御される。
従つて、炉心流量の変動幅が小さいことから、中
性子束の変化幅も第5図に示されたように抑制さ
れたものとなる。
As a result, as shown in Fig. 5, the speed of the recirculation pump 3 is temporarily reduced rapidly according to the time constant of the pump system (for example, 0.7 seconds) at the same time as the instantaneous power failure occurs. is recovered, the deceleration command signal
The deceleration speed is controlled to a constant value based on S L , and the core flow rate is accordingly controlled to a constant low flow rate.
Therefore, since the fluctuation range of the core flow rate is small, the fluctuation range of the neutron flux is also suppressed as shown in FIG. 5.

このようにして、中性子束の変化が安定した状
態になつたとき(5分程度で整定される。)、所定
時間経過後、あるいは運転員の指示による復帰指
令が与えられると(ステツプ44)、ゲート27,
28の「開」「閉」が切換えられ、速度上昇率制
限器29の入力は、減速指令信号SLから復帰速度
指令SHに変わる。この変化は速度が上昇される方
向であることから、その上昇率が一定率(例えば
10%/分)にて制限された速度指令信号SNB、例
えば40%から105%に上昇される信号が出力され
る(ステツプ45)。これによつて、第5図に示さ
れたように、再循環ポンプ3のポンプ速度が徐々
に増速され、それに応じて炉心流量および中性子
束も安定して上昇される。
In this way, when the change in neutron flux becomes stable (it settles down in about 5 minutes), after a predetermined period of time has elapsed, or when a return command is given by the operator (step 44), gate 27,
28 is switched between "open" and "closed", and the input of the speed increase rate limiter 29 changes from the deceleration command signal S L to the return speed command S H. This change is in the direction of increasing speed, so the rate of increase is a constant rate (e.g.
A speed command signal S NB limited at 10%/min, for example increased from 40% to 105%, is output (step 45). As a result, as shown in FIG. 5, the pump speed of the recirculation pump 3 is gradually increased, and the core flow rate and neutron flux are also stably increased accordingly.

次第にSNBが上昇されSNA以上に達すると、低値
通過ゲート回路24から出力される速度指令信号
SNはSNAに切換えられ、これと同時に信号保持回
路22の固定が解除され(ステツプ46)、以後は
通常の速度指令回路23によつて再循環ポンプ3
が制御されるようになる(ステツプ47)。
When S NB gradually increases and reaches S NA or higher, the speed command signal is output from the low value passage gate circuit 24.
S N is switched to S NA , and at the same time, the fixation of the signal holding circuit 22 is released (step 46), and from then on, the recirculation pump 3 is controlled by the normal speed command circuit 23.
is now controlled (step 47).

従つて、上記実施例によれば、瞬停などの如き
電源電圧変動に起因する炉心流量の変動幅を、効
果的に抑制することができることから、中性子束
の異常上昇を抑制することができ、これによつて
中性子束高スクラムを防止させることができ、不
必要な原子炉スクラムを防止させることができ、
不必要な原子炉スクラムが低減され、稼動率が向
上されるという効果がある。
Therefore, according to the above-mentioned embodiment, it is possible to effectively suppress the range of fluctuations in the core flow rate caused by power supply voltage fluctuations such as instantaneous power outages, and therefore it is possible to suppress abnormal increases in neutron flux. As a result, high neutron flux scrams can be prevented, unnecessary reactor scrams can be prevented,
This has the effect of reducing unnecessary reactor scrams and improving operating efficiency.

なお、上記実施例において、出力偏差ΔPを固
定したのは、瞬停速度指令による制御中当然に出
力検出値PAGが大幅に低下されているので、通
常速度指令にのる制御に切換えたとき、異常に大
きなΔPが入力される虞れがあるからである。し
かし、復帰過程における上昇率を原子炉出力応答
に十分対応させたものとすれば、必らずしも固定
する必要はない。
In the above example, the output deviation ΔP was fixed because the detected output value P A G was naturally significantly reduced during control using the instantaneous power failure speed command, so the control was switched to the normal speed command. This is because there is a risk that an abnormally large ΔP may be input. However, if the rate of increase in the recovery process is made to sufficiently correspond to the reactor output response, it does not necessarily need to be fixed.

また、本発明は上記実施例に限られるものでは
なく、マイクロプロセツサ等を適用して同一のも
のを構成することは容易に可能である。
Further, the present invention is not limited to the above-mentioned embodiment, and it is easily possible to construct the same thing by applying a microprocessor or the like.

以上説明したように、本発明によれば、再循環
ポンプ駆動電源の瞬停などの如き、急激な電圧変
動に起因する原子炉のスクラムを防止させること
ができ、稼働率を向上させることができるという
効果がある。
As explained above, according to the present invention, it is possible to prevent reactor scrams caused by sudden voltage fluctuations such as instantaneous power outage of the recirculation pump drive power supply, and to improve the operating rate. There is an effect.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図は従来例の瞬停に伴う再循環ポンプ速
度、炉心流量および中性子束の各変化を示す線
図、第2図は本発明の適用された一実施例の全体
構成図、第3図は第2図図示実施例の要部制御ブ
ロツク図、第4図は動作を説明するフローチヤー
ト、第5図は実施例の瞬停に伴う再循環ポンプ速
度、炉心流量および中性子束の各変化を示す線図
である。 3……再循環ポンプ、4……駆動モータ、12
……モータ制御装置、13……速度指令装置、1
5……低電圧検出器、23……通常速度指令回
路、24……低値通過ゲート、25……減速速度
設定器、26……復帰速度設定器、27,28…
…ゲート、29……速度上昇率制限器、30……
信号保持回路、31……NOT回路、32……比
較器。
Fig. 1 is a diagram showing changes in recirculation pump speed, core flow rate, and neutron flux due to instantaneous power failure in the conventional example, Fig. 2 is an overall configuration diagram of an embodiment to which the present invention is applied, and Fig. 3 2 is a main part control block diagram of the illustrated embodiment, FIG. 4 is a flow chart explaining the operation, and FIG. FIG. 3... Recirculation pump, 4... Drive motor, 12
...Motor control device, 13...Speed command device, 1
5...Low voltage detector, 23...Normal speed command circuit, 24...Low value passing gate, 25...Deceleration speed setter, 26...Return speed setter, 27, 28...
...Gate, 29...Speed increase rate limiter, 30...
Signal holding circuit, 31...NOT circuit, 32...Comparator.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1 原子炉の出力目標値と出力検出値の偏差に応
じて、冷却材の再循環ポンプの速度指令信号を出
力する通常速度指令回路と;前記再循環ポンプ駆
動電源の低電圧検出信号が入力されることにより
設定された減速指令信号を出力し、所定時間経過
後または与えられる通常復帰指令により該減速指
令信号を所定率で上昇させた復帰速度指令信号を
出力する瞬停速度指令回路と;該瞬停速度指令回
路と前記通常速度指令回路の出力信号を比較し低
い値の速度指令信号を出力する低値通過ゲート回
路と;から成る速度指令装置を備えて構成された
ことを特徴とする原子炉再循環ポンプ制御装置。
1. A normal speed command circuit that outputs a speed command signal for a coolant recirculation pump according to a deviation between a target output value and a detected output value of the reactor; an instantaneous power outage speed command circuit that outputs a deceleration command signal set by the deceleration command signal, and outputs a return speed command signal that increases the deceleration command signal at a predetermined rate after a predetermined period of time or in response to a given normal return command; A speed command device comprising: a low value passing gate circuit that compares the output signals of the instantaneous power failure speed command circuit and the normal speed command circuit and outputs a speed command signal of a lower value; Furnace recirculation pump control device.
JP57158548A 1982-09-10 1982-09-10 Reactor recirculation pump control device Granted JPS5946896A (en)

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JP57158548A JPS5946896A (en) 1982-09-10 1982-09-10 Reactor recirculation pump control device

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JPH0350235B2 true JPH0350235B2 (en) 1991-08-01

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* Cited by examiner, † Cited by third party
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KR100783798B1 (en) 2007-08-16 2007-12-07 (주)삼원테크 Storage tank

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