JPS5931029B2 - 高温反応炉を遮断するための方法 - Google Patents

高温反応炉を遮断するための方法

Info

Publication number
JPS5931029B2
JPS5931029B2 JP57223637A JP22363782A JPS5931029B2 JP S5931029 B2 JPS5931029 B2 JP S5931029B2 JP 57223637 A JP57223637 A JP 57223637A JP 22363782 A JP22363782 A JP 22363782A JP S5931029 B2 JPS5931029 B2 JP S5931029B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
core
temperature
decay heat
core temperature
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired
Application number
JP57223637A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS58117489A (ja
Inventor
フリツツ・シユヴアイガ−
ユルゲン・ヴオ−ラ−
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
HOTSUHOTENPERATOORU KERUNKURAFUTOERUKU GmbH
Original Assignee
HOTSUHOTENPERATOORU KERUNKURAFUTOERUKU GmbH
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority claimed from DE19722217816 external-priority patent/DE2217816C3/de
Application filed by HOTSUHOTENPERATOORU KERUNKURAFUTOERUKU GmbH filed Critical HOTSUHOTENPERATOORU KERUNKURAFUTOERUKU GmbH
Publication of JPS58117489A publication Critical patent/JPS58117489A/ja
Publication of JPS5931029B2 publication Critical patent/JPS5931029B2/ja
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/32Control of nuclear reaction by varying flow of coolant through the core by adjusting the coolant or moderator temperature
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • 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
    • 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
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 核反応炉を安全に稼働するためには、同炉に絶対に安全
な遮断(s h u t−d own )装置が設けら
れていることが欠かすことのできない前提である。
このためにすでに数多くの提案がなされており、これら
の提案は実質的に何等かの方法で中性子吸収体を反応炉
の中性子物理学的な作用の起る領域の中に入れるという
原理にのっとっている。
すなわち、例えば、いわゆる中性子吸収体を有する遮断
棒吸収棒が開発され使用されており、同棒は任看に手動
で又は故障が発生した場合に安全装置、(反応炉保護装
置)が自動的に働いて反応炉の炉心に挿入される。
しかしながらこの他にも中性子を吸収する材料を炉心に
導入するための種々の方法が知られており、これらはし
ばしば特に追加の遮断手段として用いられる。
その例としては例えば液体状又はガス状の中性子吸収体
を炉心に導入するものがあり、この場合液体状の中性子
吸収体又はガス状の中性子吸収体のいずれを用いるかは
反応炉の冷却材のタイプ如何による。
これら公知の遮断方法は、安全性に対する要求を冗長性
(redundancy)のある設計で満足する程度に
該要求に応えるけれども、高出力、高出力密度を有する
高温反応炉においては、吸収棒遮断棒を最も熱い領域に
おける稼働温度が1000ないし1100℃であるよう
な炉心自体に挿入しなければならないという事実に因り
、更に別の技術的問題が生じる。
すなわち今吸収棒C遮断棒)を炉心の中に挿入すること
により遮断操作が行われると、なるほど核分裂によって
生じる反応炉の出力は減少ないしは停止するけれども、
いわゆる崩壊熱(decay heat)は依然存在す
る。
高出力密度のためにこの崩壊熱は、遮断波数週間にわた
って、反射体を通って外部に流出しうる熱出力よりも大
きい熱出力を持つ。
このことは長期の全負荷稼働後の遮断の場合に特に然り
である。
もし適当な処置をとらなければこれにより溜まる熱量の
ために遮断棒が許容されない温度にさらされるので、適
当な冷却によって崩壊熱を充分に導出して遮断棒の破壊
を防がねばならない。
このため充分な安全性を確保するために必要な冗長性の
ある余熱導出装置を設けるために著しく高い費用が必要
となる。
要求される安全性に対して欠かすことのできない上記の
対策に加えてこれ等の公知の遮断方法には反応炉を後に
稼働する場合に特に目につく更に他の不利がある。
すなわち、大抵の場合に反応炉は迅速に再び始動しなけ
ればならない。
その理由は大概の遮断の原因は比較的短かい時間内に調
査され排除されるからである。
遮断するために炉心に挿入された遮断棒の引出し速度は
安全性の理由のために限定されているので反応炉の再始
動には比較的長時間を必要とする。
更に、冷却後の炉心の再加熱は、再始動の場合に著しい
迫力0の時間損失をもたらすのみならず、必ず炉心及び
その構造物に温度変化による好ましくない応力を生せし
める。
この点に関し、反応炉を遮断し臨界未満の状態に保つた
めの吸収棒(遮断棒)の他に、出力調節及び過剰反応度
の補償をするための更に他の吸収棒を備えた高温反応炉
が知られていることを述べておく。
この吸収棒は制御棒として知られており、中性子束の中
で連続的に働く。
これら制御棒は、温度の影響をなるべく受けないように
、反応炉の比較的冷い部分例えば炉心への冷却材ガス入
口側の領域又は側方の反射体の領域の中に配設されてい
る。
これ等の領域においては制御棒の温度環境は耐えること
ができるものであり、しかも中性子束のレベルは制御棒
に調節機能上必要な反応度の比較的小部分を担当せしめ
るに尚十分である。
しかしながらこのように配設された制御棒はそれ自体で
は反応炉を遮断し臨界未満の状態に保つことはできない
制御棒の反応度の分担は例えば側方の反射体中に配設さ
れた制御棒を有する300MW e 1の塊粒床(pe
bble bed)型反応炉の場合においては全体で約
4Nileになるが、との塊粒原型反応炉を冷い臨界未
満の状態にするには炉心の中に挿入された遮断棒が全体
で約18Nileの反応度の吸収をせねばならない。
このことから、温度環境に関して具合よく配設された制
御棒を用いるだけでは反応炉を遮断することは可能でな
く、更に遮断棒が必要となることは明らかである。
而して遮断棒は前述の欠点を伴う。
なお”Ni1e”は原子炉の反応度(臨界状態からの偏
差割合−ゴ分率で示す−)を表示する記号で、次式によ
って定義される。
Δk Δに=に−1、k−増倍係数(倍率ともいう)即ち世代
毎の中性子増加の割合。
従って上記の約4Nile及び約18Nileはそれぞ
れ4係−0,04及び18%−〇、18の反応度を意味
する。
本発明の目的は、公知技術の前記の不利を有せず、特に
炉心棒を保護しその寿命を向上せしめ、更に、遮断特に
短時間の遮断を稼働上従来よりも具合良く行い得るよう
にした高温反応炉の確実安全な遮断方法を提供するにあ
る。
前記の目的は、実際上高温反応炉に存在する反応度の負
の温度係数を遮断操作の中に決定的影響パラメーターと
して組み入れるという思想に基づいて達せられる。
本発明によれば、遮断操作は崩壊熱によって平均炉心温
度を上昇させることにより、開始される。
この時、平均炉心温度の上昇によシ反応度が負になるの
で、反応炉の中で実際上分裂による出力はもはや発生さ
れない。
前述したような崩壊熱の発生を利用して、本発明による
遮断操作は、捷ず炉心から出力の導出を遮断もしくは低
減し、次に調節された崩壊熱導出を行なうことにより、
平均炉心温度の上昇を崩壊熱で起させるのであって、且
つ上昇温度を所望のレベルに維持することができる。
本発明による方法を例えば塊粒原型反応炉に用いる場合
は約550℃ないし700℃の平均炉心温度を初期に8
00℃ないし1300℃に上げることが好ましい。
例えば300MWelの塊粒原型反応炉において平均炉
心温度が全負荷の場合630°であるとすれば、同温度
を約250℃だけ本発明による方法によって上昇させる
と、反応度の負の温度係数が2mNi1e/cの場合0
.5 N i l eだげ臨界未満となる。
このように反応炉は、吸収棒を挿入することなく単に出
力の導出すなわち炉心の冷却を遮断するだけで、例えば
冷却ガスの吹込みを遮断するだけで、上記の量だけ臨界
未満となる。
このように崩壊熱の発生と負の温度係数を関連させるこ
とにより本発明の方法は本質的に安全なものになってい
る。
前述のように崩壊熱の発生は急激には減少しないので、
本発明による方法では、炉心中の上記の上昇した温度レ
ベルは、崩壊熱を炉心から適当な率(導出率)で導出す
ることにより、簡単に長時間にわたり所望値に保持する
ことができる。
もしそうしなければ所望値を超える平均炉心温度の上昇
を招くことになってしまうだろう。
而して上記の例えば250℃だけの平均炉心温度の上昇
は燃焼要素にとって何ら特殊な状態ではない。
何故ならば全負荷における燃料中の平均炉心温度は、上
記の塊粒原型反応炉の場合例えば約680℃であり、燃
料中の最高温度は1250℃であるからである。
今、反応炉が本発明の方法によって遮断されると、平均
炉心温度は上昇するが、臨界未満になって出力が停止し
てしまっているので燃料の最高温度は僅かしか上昇しな
い。
従って必然的に炉心において温度の均らしが生ずるので
、出力発生から崩壊熱導出に移行する際に、燃焼要素中
の熱応力の原因になる温度勾配は小さい。
従って本発明による遮断方法は従来公知の遮断技術に比
べて多くの点において著しい利点舎提供する。
本方法が物理的な関係で本質的により安全であるという
点を別にしても、遮断棒は遮断操作の少くとも初期の段
階では挿入されないので遮断棒には温度による応力は全
くかからない。
何故ならば遮断棒は少なくとも遮断操作の最初の段階に
いては引込められた位置にとどまっているからである。
更に短時間の遮断の場合には通常再始動と関連する時間
の損失が回避される。
何故なら、この場合には遮断棒の引出しと反応炉の再加
熱が省略されるからである。
更に、平均炉心温度と臨界平均炉心温度との差をコント
ロールすることにより反応炉とその構成要素の著しい温
度変化による熱応力が回避される。
このことは遮断棒が高温反応炉の炉心の最も温度に鋭敏
な要素であるだけに特別に重要なことである。
本発明の要旨において必要に応じて個々の遮断処理に関
して種々の可能性が存在する。
すなわち調節された崩壊熱導出は反応炉に増りつけられ
ている従来公知の崩壊熱導出を用いて行うこともできる
或いは別の崩壊熱導出装置を設け、これを用いて、出力
導出が遮断されたあとに炉心からの崩壊熱導出を調節す
ることもできる。
或いはまた、反応炉の出力導出装置の出力を低下させた
後に、該出力導出装置自体を用いて行ってもよい。
反応炉からの通常の出力導出がガスブロアーで行われて
いる場合、本発明においては、出力導出の遮断または低
減は大した遅延なしに行い得るので、事故が発生した時
に、または事故になるような条件が存在しないときでも
、必要に応じて直ちに反応炉の遮断を開始することがで
きる。
この場合、遮断棒の炉心への挿入に伴う前述の如き不都
合は全くない。
崩壊熱の調節された導出は本発明によれば間欠的に行う
こともできる。
例えば冷却ガスブロアーを一定の回転数で且つ所要の熱
導出に応じた各時間だけ作動させることによりそれを行
うことができる。
本発明による方法はいわゆる長時間の遮断の初期シーケ
ンスにも適していることは当然で、この場合には炉心は
本発明による初期遮断操作後、冷えた臨界未満状態にさ
れなければならない。
この場合には制御棒による反応度の吸収は反応炉を冷た
い臨界未満の状態にするためには充分ではない。
これに対して本発明に基づけば、出力導出を遮断又は低
減した後に崩壊熱導出の間欠なくともいくつかの制御棒
を炉心に挿入し、次いで崩壊熱の導出率(導出速度)を
増大せしめて平均炉心温度を下降させる。
制御棒が挿入されてしまったとき臨界状態に対する平均
炉心温度はより低くなっている遮断棒を崩壊熱導出がす
でに進行中の状態で挿入し得ることは、従前よりも低い
温度で且つ通常の稼働温度より下の温度で遮断棒が挿入
されることを意味し、これは遮断棒を保護することにな
る。
制御の目的のためにのみ設けられた制御棒の代りに遮断
棒を制御棒として用いることもできる。
本発明は炉心からの出力の導出を遮断又は低減する段階
前に炉心の臨界平均炉心温度を下げるために、例えば0
.5Nileだけ炉心に制御棒を挿入する方法を含むも
のである。
この遮断方法は、遮断操作中に稼動上の平均温度を超過
することが望まれない場合に推奨される。
この場合も遮断は平均炉心温度を臨界平均炉心温度に対
して相対的に上昇せしめることにより達成きれる。
なぜならば制御棒の挿入で臨界平均炉心温度を低下せし
め、その後調節された崩壊熱導出を行なって平均炉心温
度を制御し臨界平均炉心温度との差を維持するようにす
るからである。
本発明による方法の一つの決定的な利点は、崩壊熱の導
出が成る時間遅れの後にしかスタートしなかったり又は
既に進行中の崩壊熱導出が止まったりするような故障状
態の場合に現われる。
遮断棒を挿入することにより遮断が開始される従来の方
法においては、そのような故障状態は同棒の著しい損傷
を来たすものである。
なぜなら、従来用いられていた遮断方法においては、遮
断棒挿入後、崩壊熱導出が遅れて作動し始めるか又は最
初の数分間作動しない場合、炉心はまだ高い温度レベル
にあるばかりでなく、この最初の時期における比較的高
い崩壊熱発生が炉心を更に迅速に加熱するので、遮断棒
を保護するために崩壊熱導出をするための複雑な装置を
稼動させるのにわずかの時間しかないからである。
本発明の方法により高い温度レベル及び高い温度上昇速
度から生ずる遮断棒の損傷が回避される。
何故ならば高い崩壊熱発生の少くとも最初の段階では、
遮断棒が引込められた状態にあるからである。
同棒は平均炉心温度が稼動温度レベル以下に下降してし
まい崩壊熱の発生がその時間的経過曲線に従って著しく
低い率に達してしまってから、挿入すればよい。
この値は、最も具合の悪い場合ですら、5分後に初期の
値の約1/2に下降しており30分後には初期の値の約
鴨しかない。
本発明方法による遮断棒の遅い挿入及びこれにより達せ
られる低い温度レベル、及び遮断棒が挿入された後で崩
壊熱導出が故障したときに起るゆるやかな温度上昇は、
冗長性の目的で必ず設けられている他の崩壊熱導出装置
を始動するために充分な時間を与えるという利点もある
以上述べた如く本発明は出力導出の意図的、人為的な遮
断や低減を行い、次いでそれにより得られた臨界未満状
態を保つべく、炉心温度を維持するための崩壊熱導出を
行うものである。
本発明によると、■遮断棒は少くとも遮断期間の初期に
は炉心に挿入しなくともよいので(これは後に炉心が低
温になってから挿入してよい)、高温による損傷をまぬ
かれることができる。
■従来遮断棒の温度による損傷を防ぐために必要であっ
た多大の崩壊熱導出を行うための高価な装置は要しない
■負の温度係数と崩壊熱の遮断への積極的利用のために
木質的に遮断は安全となる。
■平均炉心温度は臨界運転をして来た炉の臨界平均炉心
温度から許容σれる範囲内の温度まで上げればよいので
、稼動条件上十分許される範囲に留まる。
■出力導出を遮断または低減して炉心温度を臨界炉心温
度よりも上げ、次いで崩壊熱導出をコントロールして上
記上った炉心温度を維持している状態は遮断状態であり
(遮断状態を長時間続けたいときは遮断棒をその後挿入
するのがよいが)、このまま再び臨界運転に移行するな
らば、挿入遮断棒を炉心から引出したり、炉心が再び温
度上昇をするのを待つというような時間が省けるので再
始動に要する時間が節約できる。
また従って温度の変化に因る熱応力の発生も少ない。
■崩壊熱導出装置が故障したときにもそれと対処する時
間が十分ある等の特有の利点がある。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 炉心からの出力の導出を遮断または低減することに
    より反応炉の臨界平均炉心温度に対して相対的に平均炉
    心温度を上昇せしめて反応炉を臨界未満にし、次いで炉
    心から崩壊熱導出を調節して平均炉心温度を制御するこ
    とにより遮断期間中、その平均炉心温度と臨界平均炉心
    温度との差を維持する、反応度が負の温度係数を有する
    高温反応炉を遮断する方法において、炉心からの出力を
    遮断捷たは低減したあと崩壊熱導出を行なっている間に
    制御棒を炉心に挿入し、次いで崩壊熱導出率を高めるこ
    とを特徴とする方法。 2 炉心からの出力の導出を遮断または低減することに
    より反応炉の臨界平均炉心温度に対して相対的に平均炉
    心温度を上昇せしめて反応炉を臨界未満にし、次いで炉
    心からの崩壊熱導出を調節して平均炉心温度を制御する
    ことにより遮断期間中、□ その平均炉心温度と臨界平
    均炉心温度との差を維持する、反応度が負の温度係数を
    有する高温反応炉を遮断する方法において、炉心からの
    出力の導出を遮断捷たは低減する前に制御棒を炉心に挿
    入して臨界平均炉心温度を低下せしめることを特徴とす
    る方法。
JP57223637A 1972-04-13 1982-12-20 高温反応炉を遮断するための方法 Expired JPS5931029B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2217816133 1972-04-13
DE19722217816 DE2217816C3 (de) 1972-04-13 Verfahren zum vorübergehenden Abschalten eines Hochtemperatur-Kernreaktors

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS58117489A JPS58117489A (ja) 1983-07-13
JPS5931029B2 true JPS5931029B2 (ja) 1984-07-30

Family

ID=5841844

Family Applications (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP48041770A Expired JPS5916237B2 (ja) 1972-04-13 1973-04-12 高温反応炉を遮断するための方法
JP57223637A Expired JPS5931029B2 (ja) 1972-04-13 1982-12-20 高温反応炉を遮断するための方法

Family Applications Before (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP48041770A Expired JPS5916237B2 (ja) 1972-04-13 1973-04-12 高温反応炉を遮断するための方法

Country Status (7)

Country Link
US (1) US4486380A (ja)
JP (2) JPS5916237B2 (ja)
BE (1) BE797859A (ja)
FR (1) FR2179846B1 (ja)
GB (1) GB1435602A (ja)
IT (1) IT980163B (ja)
NL (1) NL172494C (ja)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3009390A1 (de) * 1980-03-12 1981-09-17 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Hochtemperaturreaktor
DE3335269A1 (de) * 1983-09-29 1985-04-18 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Hochtemperaturreaktor mit einem aus kugelfoermigen brennelementen aufgeschuetteten kern und verfahren zum abschalten des hochtemperaturreaktors
DE3344527A1 (de) * 1983-12-09 1985-06-20 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernreaktoranlage
DE3345113A1 (de) * 1983-12-14 1985-06-27 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernkraftwerk mit einem ht-kleinreaktor
US5309492A (en) * 1993-04-15 1994-05-03 Adams Atomic Engines, Inc. Control for a closed cycle gas turbine system
JP4726527B2 (ja) 2005-04-11 2011-07-20 株式会社小松製作所 油圧シリンダ

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE566406A (ja) * 1957-04-15
US3255087A (en) * 1961-02-28 1966-06-07 Anglo Belge Vulcain Sa Soc Nuclear reactor control system
US3802992A (en) * 1965-10-19 1974-04-09 Us Army Inherent automatic reactor control
US3423285A (en) * 1966-01-27 1969-01-21 Westinghouse Electric Corp Temperature control for a nuclear reactor
US3620315A (en) * 1967-05-01 1971-11-16 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor with oscillating liquid coolant moderator
NL6709687A (ja) * 1967-07-12 1969-01-14

Also Published As

Publication number Publication date
BE797859A (fr) 1973-07-31
NL7304914A (ja) 1973-10-16
IT980163B (it) 1974-09-30
JPS58117489A (ja) 1983-07-13
NL172494C (nl) 1983-09-01
DE2217816B2 (de) 1976-04-15
JPS5916237B2 (ja) 1984-04-13
DE2217816A1 (de) 1973-10-25
FR2179846A1 (ja) 1973-11-23
JPS498693A (ja) 1974-01-25
US4486380A (en) 1984-12-04
NL172494B (nl) 1983-04-05
FR2179846B1 (ja) 1978-02-10
GB1435602A (en) 1976-05-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP2839480B1 (en) Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor
JPS6396405A (ja) 蒸気発生器への給水流量制御方法
JPS5931029B2 (ja) 高温反応炉を遮断するための方法
JPH08170998A (ja) 過渡的過出力に対する強化保護系
KR102639982B1 (ko) 원자로의 적어도 하나의 동작 파라미터의 적어도 하나의 임계값을 결정하기 위한 방법, 및 연관 컴퓨터 프로그램 및 전자 시스템
US4170516A (en) Method of operating a nuclear reactor
JP5352375B2 (ja) 原子炉出力制御装置
US4713211A (en) High temperature pebble bed reactor and process for shut-down
JP6678606B2 (ja) 弁閉鎖速度制御装置、沸騰水型原子力発電プラントおよび沸騰水型原子力発電プラントの運転方法
JPS5967498A (ja) 原子炉炉心冷却系統の制御装置
Wu et al. Study on Passive Pulse Cooling Method of Secondary Side in PWR Nuclear Power Plant
JPS6128893A (ja) 原子力発電プラント
Tian et al. Design characteristics analysis of RTVO for a nuclear power plant
RU2084974C1 (ru) Способ управления ядерным реактором
JPS6118155B2 (ja)
JPS6045399B2 (ja) 原子炉の運転方法
JPS6238680B2 (ja)
JP2020187061A (ja) 原子力発電プラントの制御装置、原子力発電プラントおよび原子力発電プラントの制御方法
JPH07270593A (ja) 原子炉出力自動制御装置
JPS61278790A (ja) 選択制御棒插入制御装置
JPS60108796A (ja) 原子力発電設備
JPS5897697A (ja) 給水再循環流量協調制御装置
JPS59180486A (ja) 原子炉保護装置
JPS59126288A (ja) 沸騰水形原子炉の給水装置
Friedel et al. The preventive concept of the SNR-2 against core disruptive accidents (CDA)