JPS5968696A - Reactor state monitoring device - Google Patents

Reactor state monitoring device

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JPS5968696A
JPS5968696A JP57179136A JP17913682A JPS5968696A JP S5968696 A JPS5968696 A JP S5968696A JP 57179136 A JP57179136 A JP 57179136A JP 17913682 A JP17913682 A JP 17913682A JP S5968696 A JPS5968696 A JP S5968696A
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JP
Japan
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display
reactor
input
data
output
Prior art date
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JP57179136A
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Japanese (ja)
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仁木 清
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Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
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Publication of JPS5968696A publication Critical patent/JPS5968696A/en
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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
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)

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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は原子炉状態の監視を行う原子炉状態監視装置に
関するものセある。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a nuclear reactor status monitoring device for monitoring the status of a nuclear reactor.

〔発明の技術的背景とその問題点」 原子力発電所を安全にかつ効率的に運転するためには非
常の多くの物理−址に対する監視が必要である。これら
の監視項目の内でも、燃料の健全性に関するものは最も
基本的なものの一つであり、放射性物質による汚染を防
ぐためにも確実に高い精度で監視する必要がある。
[Technical background of the invention and its problems] In order to operate a nuclear power plant safely and efficiently, it is necessary to monitor a large number of physical sites. Among these monitoring items, the one related to the health of the fuel is one of the most basic, and must be monitored with high precision to prevent contamination by radioactive materials.

沸騰水型軽水炉においては、燃料に対する熱的な制限値
の監視を、次の様にして行っているうすなわち第1図に
示すように原子炉1の内部の中性子束計測値2や、炉心
流、給水流などの温度、圧力、流量等の熱水力学的デー
タ3および制御棒位置情報4は、それぞれの測宇のため
に設けられたセンサーよりプロセス入出力装置5を経由
して計算機6に取り込まnl、あらかじめ補助記憶装置
7内に蓄えられている炉心性能計算プログラム71及び
炉心性能計算用定数72を用いて炉心内の出力分布(流
量分布等)が計算される。
In boiling water type light water reactors, thermal limit values for the fuel are monitored in the following way: as shown in Figure 1, the neutron flux inside the reactor 1 and the core flow are monitored. , thermo-hydraulic data 3 such as temperature, pressure, flow rate, etc. of feed water flow, etc., and control rod position information 4 are sent to a computer 6 via a process input/output device 5 from sensors installed for each measurement. The power distribution (flow rate distribution, etc.) in the core is calculated using the input nl, the core performance calculation program 71 and the core performance calculation constants 72 stored in advance in the auxiliary storage device 7.

これらの分布を基にして各種熱的制限値が計算される。Various thermal limit values are calculated based on these distributions.

この炉心性能計算による出力分布、各種熱的制限値等の
監視は、従来では計算機の負荷、演算速度の制限より約
1時間に一回の頻度で行われ、その計算結果は運転員に
対しては、タイプライタ、ラインプリンタ等の出力装[
8e通して出力されている。これらの計算結果の解析は
、通常運転員等の手作業にゆだねられており、解析にが
なりの作業量を必要とする結果となっていた。また炉心
性能計算が原則として1時間に1回しか行われないため
、過渡的な変化に充分追従することは困難であった。更
に過去の履歴を調べるにあたっても手作業で多くのデー
タからグラフを作成しなければ々らない。
Monitoring of power distribution, various thermal limit values, etc. through core performance calculations has conventionally been performed approximately once every hour due to computer load and calculation speed limitations, and the calculation results are provided to operators. is an output device such as a typewriter or line printer [
It is output through 8e. The analysis of these calculation results is usually left to the manual labor of operators and the like, resulting in a considerable amount of work being required for the analysis. Furthermore, since core performance calculations are performed only once every hour in principle, it has been difficult to adequately follow transient changes. Furthermore, when investigating past history, it is necessary to manually create graphs from a large amount of data.

以上の様に従来では炉心状態監視は多くの場合運転員の
手を経て処理された結果に基づいて行われており、運転
員等の負荷、異常の早期検出、異常の履歴の解析などの
面で効率的ではない。
As mentioned above, in the past, core condition monitoring was often performed based on the results processed by operators, and it was necessary to monitor various aspects such as the load on operators, early detection of abnormalities, and analysis of abnormality history. It's not efficient.

〔発明の目的〕 本発明の目的は、炉心性能計算を高速演算装置を用いる
ことにより、短い時間周期で実施し、その結果得られた
データを履歴データとして蓄え。
[Object of the Invention] The object of the present invention is to perform core performance calculations in a short time period by using a high-speed calculation device, and to store the data obtained as historical data.

これに対して各種編集処理を加え、高密度カラーCRT
表示装置等の表示装置を用いて運転員等に対して提供す
ることにより、きめ細かでかつ時間遅れの少い原子炉の
監視を可能とするとともに、これにより運転員の負荷軽
減異常の早期発見、異常の解析等に非常に有益な結果が
得られる原子炉状態監視装置を得ることにある。
We added various editing processes to this and created a high-density color CRT.
By providing information to operators using display devices such as display devices, it is possible to monitor the reactor in a detailed manner with less time delay, and this enables early detection of load reduction abnormalities for operators. The object of the present invention is to obtain a nuclear reactor condition monitoring device that can obtain extremely useful results for abnormality analysis and the like.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明は、原子炉状態入力用七ンブと、それによって入
力される入力信号を処理するプロセス入出力処理装置と
、原子炉状態監視に関する演算を行う高速演算装置と、
その結果を蓄積する補助記憶装置と、原子炉状態の表示
を行うための表示制御装置と、この表示制御装置からの
信号に基づいて前記原子炉状態を表示する表示装置と、
この表示装置に表示された内容を記録する表示記録装置
と、運転員との対話を行うための対話制御装置と対話用
入出力装置とからなり、原子炉の状態監視を短かい周期
で行い、その結果を解析容易な形で運転員に指示するよ
うにしたことを特徴とする。
The present invention provides a reactor status input seven-build, a process input/output processing device that processes input signals inputted thereby, and a high-speed calculation device that performs calculations related to reactor status monitoring.
an auxiliary storage device for accumulating the results; a display control device for displaying the reactor state; and a display device for displaying the reactor state based on a signal from the display control device;
It consists of a display recording device that records the content displayed on this display device, a dialogue control device for dialogue with operators, and a dialogue input/output device, and monitors the reactor status in short cycles. The system is characterized in that the results are given to the operator in a format that is easy to analyze.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

本発明の一実施例を説明する。第2図かられかるように
、原子炉1の内部の中性子束計測値2、炉心流、給水流
などの温度、圧力、流量などの熱水力学的データ3、制
御棒位置情報4は、それぞれのセンサーよりプロセス入
出力装置5を経由して計算機6に取り込まれ、高速演算
装置9を用いて炉心性能計算プログラム71及び炉心性
能計算用定数72を用いて炉心性能計算が実行され、計
算結果は履歴データ17として補助記憶装置7に蓄えら
れる。
An embodiment of the present invention will be described. As can be seen from Fig. 2, the neutron flux measurement value 2 inside the reactor 1, thermo-hydraulic data 3 such as temperature, pressure, flow rate of the core flow, feed water flow, etc., and control rod position information 4 are each The sensor is input to the computer 6 via the process input/output device 5, and the core performance calculation is executed using the high-speed calculation device 9 using the core performance calculation program 71 and the core performance calculation constant 72, and the calculation result is The data is stored in the auxiliary storage device 7 as historical data 17.

この結果、運転員に対して表示制御装置1o、表示装置
11、対話制御装置12.対話用入出力装置13を用い
ることにより、運転員の要求に応じて編集された形で提
示される。また表示記録装置14により、表示が記録さ
れる。さらに監視項目の異常は警報監視装置15により
検出され、警報出力装置16により運転員に通知される
As a result, the display control device 1o, the display device 11, the dialogue control device 12. By using the dialogue input/output device 13, the information is presented in an edited form according to the operator's request. Further, the display is recorded by the display recording device 14. Furthermore, an abnormality in a monitored item is detected by the alarm monitoring device 15 and notified to the operator by the alarm output device 16.

次に沸騰水型軽水炉における燃料棒の過熱にょる破損監
視のだめの熱的制限値指標である限界出力比の監視を、
その一実施例として説明を行う。
Next, we will monitor the critical power ratio, which is a thermal limit value index for monitoring damage due to overheating of fuel rods in boiling water reactors.
An example of this will be explained below.

原子炉1の状態は中性子束計測値2及び熱水力学的デー
タ3、制御棒位置情報4が各センサーよりプロセス入出
力装置5を経由して計算機6内に取り込まれる。計算機
6内では、これらのデータ及び主記憶装置70又は補助
記憶装置7にあらがじめ蓄えられた炉心性能計算用定数
72を用いて炉心性能計算プログラム71を短時間周期
で高速演算装置9によって実行し、炉心内の出方分布。
Regarding the state of the reactor 1, neutron flux measurement values 2, thermo-hydraulic data 3, and control rod position information 4 are input into the computer 6 from each sensor via the process input/output device 5. In the computer 6, a core performance calculation program 71 is executed by the high speed arithmetic unit 9 in short periods using these data and the core performance calculation constants 72 stored in the main storage 70 or the auxiliary storage 7 in advance. Run and exit distribution within the core.

流量分布、水密度分布を決定する。さらにこれらの分布
の結果を用いて限界出力比が各燃料集合体毎に計算され
る。これらの結果は時系列的に履歴データ17として補
助記憶装置7内に記憶される。
Determine flow rate distribution and water density distribution. Furthermore, the critical power ratio is calculated for each fuel assembly using the results of these distributions. These results are stored in the auxiliary storage device 7 as historical data 17 in chronological order.

ここで時刻、、tに計算された炉)しデータの集合をD
 (t)と総称する。
Here, the furnace calculated at time , t) and the set of data are D
(t).

D(t)= (p(t)、 v(t)、 w(t)、 
CPR(t) 、−・・)−−・・(1)ただし、 p(t)  :時間tでの出力分布 v(t) :時間−1での水密度分布 w(t)  :時間tでの流量分布 CPR4t) :時間tでの限界出力比分布炉心性能計
算の実行される毎に警報監視装置15により、限界出力
比等の制限値はそれぞれの制限値と比較される。限界出
力比CP R,(t)の制限値をCPRlimとすると
定義により。
D(t) = (p(t), v(t), w(t),
CPR(t) , --・・) --・・(1) However, p(t) : Output distribution at time t v(t) : Water density distribution at time -1 w(t) : At time t Flow rate distribution CPR4t) : Limit power ratio distribution at time t Every time core performance calculation is executed, limit values such as the limit power ratio are compared with respective limit values by the alarm monitoring device 15. By definition, if the limit value of the limit output ratio CPR, (t) is CPRlim.

CPR(す<CP Rl im         −−
(2)の場合燃料破損の可能性が高く々る。この場合。
CPR(su<CP Rl im --
In case (2), there is a high possibility of fuel damage. in this case.

警報監視装置15は異常発生と判定し、警報出力装置1
6または表示装置11に警報メツセージが出力され、運
転員に対して注量を喚起する。
The alarm monitoring device 15 determines that an abnormality has occurred, and the alarm output device 1
6 or a warning message is output to the display device 11 to remind the operator to pour the amount.

もし、この様な異常が発生した場合、運転員はCRT表
示装置、キーボード、ライトペンなどの対話用入出力装
置13を通して、異常解析用データの表示を要求する。
If such an abnormality occurs, the operator requests display of abnormality analysis data through the interactive input/output device 13 such as a CRT display, keyboard, or light pen.

この際に入力データとしては表示出力項目、被解析履歴
データの解析対象となる時間範囲1着目する燃料集合体
番号等である。
At this time, the input data includes display output items, the fuel assembly number of the first time period to be analyzed in the historical data to be analyzed, and the like.

表示出力項目としては限界出力比履歴データ出力。The display output item is limit output ratio history data output.

限界出力比分布平面2次元表示、出力分布1次元。Limit output ratio distribution plane 2-dimensional display, output distribution 1-dimensional.

2次元表示、流量分布表示、水密度分布表示等である。These include two-dimensional display, flow rate distribution display, water density distribution display, etc.

運転員の要求は対話制御装置12を介して計算機61C
取り込まれ、計算機6ではその要求に応じて履歴データ
D (t) (tmin <t <: tmax )に
対して必要な編集を行い、その結果は表示制御装置10
を介して表示装置11にグラフィック表示、プロッタ表
示等で表示される。ただし、tminは運転員の指定し
た解析開始時刻であり、  tmaxは運転員の指定し
た解析終了時刻である。
The operator's request is sent to the computer 61C via the dialogue control device 12.
The computer 6 performs necessary editing on the history data D (t) (tmin < t <: tmax) according to the request, and the result is sent to the display control device 10.
It is displayed on the display device 11 via a graphic display, a plotter display, etc. However, tmin is the analysis start time specified by the operator, and tmax is the analysis end time specified by the operator.

第3図に限界出力比の履歴データを表示要求した場合の
表示画面の一実施例を示す。この表示で限界出力比の値
がCP R1im以下になった場合にはその部分の表示
が赤色等に変化することにより運転員の解析を容易にす
る。図中■印は赤色、X印は緑色である。各種の分布表
示(1次元、2次元。
FIG. 3 shows an example of a display screen when a request is made to display historical data of the limit output ratio. In this display, if the value of the limit output ratio becomes less than CP R1im, the display in that area changes to red, etc., making it easier for the operator to analyze. In the figure, ■ marks are red and X marks are green. Various distribution displays (1-dimensional, 2-dimensional.

3次元)の場合には、運転員によって指定された表示デ
ータ間時間間隔ΔT+ (一般的には炉心性能計算実行
時間間隔△Toの整数倍の値をとろう )毎のデータD
(【)が運転点の要求により表示更新間隔△T2の時間
間隔を持って表示される。
3D), the data D for each display data time interval ΔT+ (generally, take a value that is an integer multiple of the core performance calculation execution time interval ΔTo) specified by the operator.
([) is displayed at a time interval of display update interval ΔT2 according to the request of the operating point.

つまり1表示が開始された時刻を10とすると、tO+
tO+△T、、to+2ΔT!・・・・・・・毎に次の
データに基づいた分布の表示画面が出力される。す々わ
ち、 D 、(tmin ) 、 D (tmin +
ΔT1 ) 、 D (tmin−)j2△T1)・・
・・・・・ 尚、任意の時間において、対話用入出力装
置13よりの運転員の要求により、画面の更新進行を停
止し、または再起動させることも可能である。
In other words, if the time when 1 display started is 10, then tO+
tO+△T,,to+2ΔT! A display screen of the distribution based on the following data is output every time. D, (tmin), D (tmin +
ΔT1), D (tmin-)j2ΔT1)...
. . . It is also possible to stop or restart the screen update progress at any time according to a request from the operator via the interaction input/output device 13.

これら表示画面は、表示記録装置14により運転員の要
求で又は自動的に記録保存される。また1次元分布表示
の様に1画面内に複数の異った時刻に採取されたデータ
の表示が可能な場合には、それらをグループにまとめて
表示することも可能である。第4図に3組のデータが一
画面に表示可能な場合の例を示した。この場合1表示が
開始された時刻をtoとするとs  to+to+Δ’
I’2.to+2△T2.・・・・・・に次のデータの
グループを基にした計算結果が表示される。(D (t
min ) 、 l) (tmin +△’l’l )
 、 D (tmin−1−2△T1’、 ’) ) 
、 (’D (tmli+3△T+ )+D(tmin
−1−4ΔT1 ) 、 D(tmin+5ΔT1 )
 ) + (D (tmin+5△jl  ) 、 D
(tmin+7ΔT1 ) 、 D(tmin+8△T
t ) )會参1菅−命・0 以上の一実施例では、限界出力比の監視を例にとり説明
を行ったが、その他の制限値たとえば炉心出力炉心流量
、軸方向出力分布等の監視も同様に実施可能である。ま
た上述の実施例では、異常発生時を例にとり説明を行っ
たが1通常時においても同様々解析を運転員の要求によ
って実施可能である。
These display screens are recorded and saved by the display/recording device 14 at the operator's request or automatically. Furthermore, when it is possible to display data collected at a plurality of different times within one screen, such as in a one-dimensional distribution display, it is also possible to display them in groups. FIG. 4 shows an example where three sets of data can be displayed on one screen. In this case, if to is the time when 1 display started, then s to + to + Δ'
I'2. to+2△T2. . . . The calculation results based on the next group of data are displayed. (D (t
min), l) (tmin +△'l'l)
, D (tmin-1-2△T1', '))
, ('D (tmli+3△T+ )+D(tmin
-1-4ΔT1), D(tmin+5ΔT1)
) + (D (tmin+5△jl), D
(tmin+7ΔT1), D(tmin+8ΔT
t) ) Meeting 1 Suga-Michi 0 In the above example, the explanation was given using the monitoring of the limit power ratio as an example, but monitoring of other limit values such as core power, core flow rate, axial power distribution, etc. The same can be done. Further, in the above-mentioned embodiment, the explanation was given using the case where an abnormality occurs as an example, but a similar analysis can be carried out in a normal state as well at the request of the operator.

また、上述の実施例では表示用データの廁集は計算機6
で実施するとして説明を行ったが、画面データ編集5炸
成機能は表示制御装置10にて実行する形の構成も可能
である。本実施例の方式で蓄えられた履歴データをもと
に将来の原子炉の挙動を予測することも可能となる。さ
らにまた上述の実施例では高速演算装置は計算機lに組
み込−まれた形式のものとして説明しているが、附加形
の高速演算装置でも同様の機能金持たせることが可能で
ある。
In addition, in the above embodiment, the data for display is collected by the computer 6.
Although the explanation has been made assuming that the screen data editing 5 creation function is executed in the display control device 10, a configuration in which the screen data editing 5 creation function is executed in the display control device 10 is also possible. It is also possible to predict the future behavior of a nuclear reactor based on the historical data stored using the method of this embodiment. Furthermore, in the above-described embodiment, the high-speed arithmetic device is described as being built into the computer 1, but an additional high-speed arithmetic device can also be provided with similar functionality.

〔発明の効果」 本発明により従来は、一時間毎に計算され、制限値等の
監視及び履歴データの作成もすべて運転員の手作業によ
っていた炉心状態の監視が、炉心性能計算を短周期で実
施し、各時点での炉心状態データを履歴データとして蓄
えておき、異常発生時等の炉心状態解析をグラフィック
表示などにより運転員に提供することにより、直観的に
、かつ迅速に実行可能となる。また、異常時の警報出力
が計算機によって実施されるため、見おとし等の可能性
がなくなり、安全性の確保に大いに有益である。また運
転μにとり対話により計舅−機より必要な情報を引き出
すことが可能となり、大幅り負荷軽減が実現される。
[Effects of the Invention] The present invention enables core condition monitoring, which was conventionally calculated hourly, with monitoring of limit values and the creation of historical data being done manually by operators, to enable core performance calculations to be performed in a short period of time. The core state data at each point in time is stored as historical data, and core state analysis in the event of an abnormality is provided to the operators through graphical displays, making it possible to execute it intuitively and quickly. . Furthermore, since the alarm output in the event of an abnormality is carried out by a computer, there is no possibility of the system being overlooked, which is highly beneficial for ensuring safety. In addition, it becomes possible for the operator μ to extract necessary information from the controller through dialogue, and a significant load reduction is realized.

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

第1図は従来例を示すブロック図、第2図は本発明の一
実施例を示すブロック図、第3図は本発明の表示画面の
一例を示す説明図、第4図は表示画面の他の一例を示す
説明図、第5図は本発明の動作を示すフローチャートで
ある。 1・・・・・原子炉     2・・・・中性子束計測
値3・・・・熱水力学的データ 4・・・・制御棒位置
情報5・・・・プロセス入出力装置 6・・・・計算機      7・・・・補助記憶装置
70・・・・主記憶装置 71・・・・炉心性能計算プログラム 72・・・・炉心性能計算用定数 8・・・・出力装置     9・・・・高速演算装置
91・・・・演算装置     10・・・・表示制御
装置11・・・・表示装置     12・・・・対話
制御装置13・・・・対話用入出力装置  14・・・
・表示記録袋(置15・・・・警報監視装置   16
・・・・警報出力装置17・・・・履歴データ (7317)代理人 弁理士  則 近 憲 佑 (ほ
か1名)第3図 第4図
FIG. 1 is a block diagram showing a conventional example, FIG. 2 is a block diagram showing an embodiment of the present invention, FIG. 3 is an explanatory diagram showing an example of a display screen of the present invention, and FIG. 4 is a block diagram showing an example of a display screen of the present invention. FIG. 5 is a flowchart showing the operation of the present invention. 1... Nuclear reactor 2... Neutron flux measurement value 3... Thermal hydraulic data 4... Control rod position information 5... Process input/output device 6... Calculator 7... Auxiliary storage device 70... Main memory device 71... Core performance calculation program 72... Constant for core performance calculation 8... Output device 9... High speed calculation Device 91...Arithmetic device 10...Display control device 11...Display device 12...Dialogue control device 13...Dialogue input/output device 14...
・Display record bag (position 15... alarm monitoring device 16)
...Alarm output device 17...Historical data (7317) Agent Patent attorney Kensuke Chika (and 1 other person) Fig. 3 Fig. 4

Claims (1)

【特許請求の範囲】 原子炉状態入力用センサと、それによって入力される入
力信号を処理するプロセス入出力処理装置と、原子炉状
態監視に関する演算を行う高速演算装置と、その結果を
蓄積する補助記憶装置と。 原子炉状態の表示全行うための表示制御装置と、この表
示制御装置からの信号に基づいて前記原子炉状態を表示
する表示装置と、この表示装置に表示された内容を記録
する表示記録装置と、運転員との対話を行うための対話
制御装置と、対話用入出力装置とからなり、原子炉の状
態監視を短かい周期で行い、その結果を解析容易な形で
運転員に指示するようにしたことを特徴とする原子炉状
態監視装置。
[Scope of Claims] A reactor status input sensor, a process input/output processing device that processes input signals input by the sensor, a high-speed calculation device that performs calculations related to reactor status monitoring, and an auxiliary device that accumulates the results. storage device. A display control device for fully displaying the reactor status, a display device for displaying the reactor status based on signals from the display control device, and a display recording device for recording the content displayed on the display device. , which consists of a dialogue control device for dialogue with operators and an input/output device for dialogue, monitors the condition of the reactor in short cycles and instructs the operators on the results in a format that is easy to analyze. A nuclear reactor condition monitoring device characterized by:
JP57179136A 1982-10-14 1982-10-14 Reactor state monitoring device Pending JPS5968696A (en)

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