JPS6124679B2 - - Google Patents
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- JPS6124679B2 JPS6124679B2 JP52145161A JP14516177A JPS6124679B2 JP S6124679 B2 JPS6124679 B2 JP S6124679B2 JP 52145161 A JP52145161 A JP 52145161A JP 14516177 A JP14516177 A JP 14516177A JP S6124679 B2 JPS6124679 B2 JP S6124679B2
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Classifications
-
- 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
Landscapes
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は沸騰水型原子炉の原子炉冷却材浄化系
を用いた原子炉水位制御装置に係り、特に原子炉
冷却材浄化系からの排水量を自動的に制御する原
子炉水位制御装置に関する。
を用いた原子炉水位制御装置に係り、特に原子炉
冷却材浄化系からの排水量を自動的に制御する原
子炉水位制御装置に関する。
従来の沸騰水型原子力発電所には、原子炉運転
中の不純物を除去し、炉水の水質を適切に推持
し、かつまた原子炉の起動、停止時および燃料交
換時に発生する余剰水を、原子炉系外に排水する
ための機能を持つた原子炉冷却材浄化系が設置さ
れている。
中の不純物を除去し、炉水の水質を適切に推持
し、かつまた原子炉の起動、停止時および燃料交
換時に発生する余剰水を、原子炉系外に排水する
ための機能を持つた原子炉冷却材浄化系が設置さ
れている。
原子炉が通常運転中は、給水制御系は自動運転
モードに有り、炉水位が最適に調整されている
が、以下に述べる様に自動運転モードにできない
場合には、炉水位を調整する為に発生する余剰水
を系外に排水する等の手動処理操作が必要とな
る。即ち、 (1) 原子炉起動準備及び停止時、燃料交換運転中
の給水系よりの注水、及び制御棒駆動系の冷却
水の原子炉への注入により原子炉水位を上昇さ
せる余剰水が発生する場合。
モードに有り、炉水位が最適に調整されている
が、以下に述べる様に自動運転モードにできない
場合には、炉水位を調整する為に発生する余剰水
を系外に排水する等の手動処理操作が必要とな
る。即ち、 (1) 原子炉起動準備及び停止時、燃料交換運転中
の給水系よりの注水、及び制御棒駆動系の冷却
水の原子炉への注入により原子炉水位を上昇さ
せる余剰水が発生する場合。
(2) 原子炉起動モードにおいて、給水制御系が手
動運転モードにあるとき（通常はモータ駆動給
水ポンプの１台運転状態まで）の制御棒引抜き
による原子炉水の昇温、昇圧時に炉水の膨脹に
より、余剰水が発生する場合。
動運転モードにあるとき（通常はモータ駆動給
水ポンプの１台運転状態まで）の制御棒引抜き
による原子炉水の昇温、昇圧時に炉水の膨脹に
より、余剰水が発生する場合。
(3) 原子炉スクラム時の復旧運転中は給水制御系
の応答性を考えて、制御系は手動運転モードに
するのが通常であり、炉圧、炉水位が落ち着く
までの水位調整の為に、給水系や非常常用炉心
冷却系を利用するが、それらの注入水による余
剰水が発生する場合。
の応答性を考えて、制御系は手動運転モードに
するのが通常であり、炉圧、炉水位が落ち着く
までの水位調整の為に、給水系や非常常用炉心
冷却系を利用するが、それらの注入水による余
剰水が発生する場合。
以上の様な運転期間中に発する余剰水を処理
し、原子炉の炉水位を最適に制御する為、運転員
は原子炉水位計を監視しながら、手動遠隔操作に
より、炉水位が上昇する場合は原子炉冷却材浄化
系を通して、主復水器に余剰水を排水している。
し、原子炉の炉水位を最適に制御する為、運転員
は原子炉水位計を監視しながら、手動遠隔操作に
より、炉水位が上昇する場合は原子炉冷却材浄化
系を通して、主復水器に余剰水を排水している。
前記原子炉スクラム時の復旧操作時等の緊急時
は別に考えても、原子炉起動および通常停止運転
中、燃料交換運転中の前述の操作はかなり頻度も
多く、炉水位の手動制御の為に運転員がひとり専
従で必要となる。又これらの操作を誤ると、通常
起動運転中に原子炉はスクラムすることもあり、
このため原子力発電所の稼動率に影響を与えるこ
とになる。
は別に考えても、原子炉起動および通常停止運転
中、燃料交換運転中の前述の操作はかなり頻度も
多く、炉水位の手動制御の為に運転員がひとり専
従で必要となる。又これらの操作を誤ると、通常
起動運転中に原子炉はスクラムすることもあり、
このため原子力発電所の稼動率に影響を与えるこ
とになる。
本発明の目的は、原子炉の起動、停止時、燃料
交換運転時及びスクラム後の復旧運転時等におい
ても、原子炉水位を最適かつ自動的に制御するこ
とのできる原子炉水位制御装置を得ることにあ
る。
交換運転時及びスクラム後の復旧運転時等におい
ても、原子炉水位を最適かつ自動的に制御するこ
とのできる原子炉水位制御装置を得ることにあ
る。
本発明は、原子炉の原子炉冷却材浄化系から分
岐した排水管に設けられた排水調整弁を用いて、
原子炉起動運転時及び通常停止運転時に発生する
余剰水、燃料交換運転中に発生する余剰水及び原
子炉スクラム時の復旧操作時の余剰水を主復水器
に排出し原子炉の水位を制御する原子炉水位制御
装置であつて、原子炉の給水系の給水配管に設け
られた給水流量検出器から得られた給水流量信号
と排水管に設けられた排水流量検出器から得られ
た排水流量信号との偏差検出手段と、原子炉に設
けられた原子炉水位検出器から得られた原子炉水
位信号と偏差検出手段の出力信号との加算手段
と、この加算手段の出力信号と原子炉水位信号と
の選択手段と、この選択手段の出力信号と設定値
との比較手段とを有する制御装置を設け、比較手
段の比較差出力信号を用いて排水調整弁を制御す
るようにして上記目的を達成している。
岐した排水管に設けられた排水調整弁を用いて、
原子炉起動運転時及び通常停止運転時に発生する
余剰水、燃料交換運転中に発生する余剰水及び原
子炉スクラム時の復旧操作時の余剰水を主復水器
に排出し原子炉の水位を制御する原子炉水位制御
装置であつて、原子炉の給水系の給水配管に設け
られた給水流量検出器から得られた給水流量信号
と排水管に設けられた排水流量検出器から得られ
た排水流量信号との偏差検出手段と、原子炉に設
けられた原子炉水位検出器から得られた原子炉水
位信号と偏差検出手段の出力信号との加算手段
と、この加算手段の出力信号と原子炉水位信号と
の選択手段と、この選択手段の出力信号と設定値
との比較手段とを有する制御装置を設け、比較手
段の比較差出力信号を用いて排水調整弁を制御す
るようにして上記目的を達成している。
以下図面を参照して本発明の一実施例を説明す
る。
る。
第１図は本発明の一実施例を表すブロツク図で
あり、原子炉２４から主蒸気配管２４Ａが導出さ
れ、主蒸気隔離弁１３を介してタービン１５に至
つている。タービン１５に接続された主復水器１
６には、タービンバイパス弁１４を介して主蒸気
配管２４Ａの分岐配管が接続されている。
あり、原子炉２４から主蒸気配管２４Ａが導出さ
れ、主蒸気隔離弁１３を介してタービン１５に至
つている。タービン１５に接続された主復水器１
６には、タービンバイパス弁１４を介して主蒸気
配管２４Ａの分岐配管が接続されている。
主復水器１６からは給水配管５０が導出され、
低圧復水ポンプ１７、復水脱塩設備１８、高圧復
水ポンプ１９、給水加熱器２０、原子炉給水ポン
プ２１をこの順に介挿して原子炉２４に至つてい
る。また原子炉２４には原子炉水位検出器２３
が、給水配管５０には給水流量検出器２２が、主
蒸気配管２４Ａには主蒸気流量検出器１２が設け
られ、それぞれ原子炉水位信号２３Ａ、給水流量
信号２２Ａ、および主蒸気流量信号１２Ａを給水
制御器１１に供給し、給水制御器１１の出力が原
子炉給水ポンプ２１に供給されてこれを制御する
ようにされ、これらによつて原子炉の給水系１を
構成している。
低圧復水ポンプ１７、復水脱塩設備１８、高圧復
水ポンプ１９、給水加熱器２０、原子炉給水ポン
プ２１をこの順に介挿して原子炉２４に至つてい
る。また原子炉２４には原子炉水位検出器２３
が、給水配管５０には給水流量検出器２２が、主
蒸気配管２４Ａには主蒸気流量検出器１２が設け
られ、それぞれ原子炉水位信号２３Ａ、給水流量
信号２２Ａ、および主蒸気流量信号１２Ａを給水
制御器１１に供給し、給水制御器１１の出力が原
子炉給水ポンプ２１に供給されてこれを制御する
ようにされ、これらによつて原子炉の給水系１を
構成している。
また原子炉２４からは循環ポンプ２５、熱交換
器２６、ろ過脱塩装置２７をこの順に介挿した配
管が導出され、この下流に止め弁３１Ａを介して
給水配管５０に合流する戻り配管２９が連接さ
れ、原子炉冷却材浄化系２を構成している。
器２６、ろ過脱塩装置２７をこの順に介挿した配
管が導出され、この下流に止め弁３１Ａを介して
給水配管５０に合流する戻り配管２９が連接さ
れ、原子炉冷却材浄化系２を構成している。
戻り配管２９の止め弁３１Ａの上流側から分岐
して排水管５１が設けられ、排水調整弁３０、連
絡弁３１Ｃをこの順に介挿して主復水器１６に接
続されている。排水管５１の排水調整弁３０の下
流からは、止め弁３１Ｂを介して放射性廃棄物処
理系（図示省略）に至る配管が分岐している。
して排水管５１が設けられ、排水調整弁３０、連
絡弁３１Ｃをこの順に介挿して主復水器１６に接
続されている。排水管５１の排水調整弁３０の下
流からは、止め弁３１Ｂを介して放射性廃棄物処
理系（図示省略）に至る配管が分岐している。
排水管２１には排水流量検出器２８が設けら
れ、排水流量信号２８Ａを制御装置１０に入力し
ている。制御装置１０には、さらに原子炉水位信
号２３Ａと給水流量信号２２Ａも入力され、排水
調整弁３０を制御するようになつている。
れ、排水流量信号２８Ａを制御装置１０に入力し
ている。制御装置１０には、さらに原子炉水位信
号２３Ａと給水流量信号２２Ａも入力され、排水
調整弁３０を制御するようになつている。
制御装置１０の詳細は第２図に示すように、給
水流量信号２２Ａに温度補正をして給水流量信号
４１Ａを出力する温度補正回路４１と、給水流量
信号４１Ａと排水流量信号２８Ａとの差信号４３
Ａを出力する演算器４３と、原子炉水位信号２３
Ａに圧力補正をして原子炉水位信号４２Ａを出力
する圧力補正回路４２と、差信号４３Ａと原子炉
水位信号４２Ａとの和信号４４Ａを出力する演算
器４４と、和信号４４Ａと原子炉水位信号４２Ａ
を入力し、そのいずれか一方を出力する切換回路
４５がそれぞれ設けられている。切換回路４５の
出力は、原子炉起動運転時、通常停止運転時、燃
料交換運転時、及び原子炉スクラム時の復旧操作
時（以下原子炉起動運転時等という）に閉路する
常開接点４７を経て、水位制御器４６Ａに入力さ
れている。水位制御器４６Ａは、切換回路４５の
出力と設定値との偏差信号１０Ａを、信号変換器
４８を経て排水調整弁３に供給するようになつて
いる。排水調整弁３０を手動制御するために、手
動水位制御器４６Ｂが付設されている。
水流量信号２２Ａに温度補正をして給水流量信号
４１Ａを出力する温度補正回路４１と、給水流量
信号４１Ａと排水流量信号２８Ａとの差信号４３
Ａを出力する演算器４３と、原子炉水位信号２３
Ａに圧力補正をして原子炉水位信号４２Ａを出力
する圧力補正回路４２と、差信号４３Ａと原子炉
水位信号４２Ａとの和信号４４Ａを出力する演算
器４４と、和信号４４Ａと原子炉水位信号４２Ａ
を入力し、そのいずれか一方を出力する切換回路
４５がそれぞれ設けられている。切換回路４５の
出力は、原子炉起動運転時、通常停止運転時、燃
料交換運転時、及び原子炉スクラム時の復旧操作
時（以下原子炉起動運転時等という）に閉路する
常開接点４７を経て、水位制御器４６Ａに入力さ
れている。水位制御器４６Ａは、切換回路４５の
出力と設定値との偏差信号１０Ａを、信号変換器
４８を経て排水調整弁３に供給するようになつて
いる。排水調整弁３０を手動制御するために、手
動水位制御器４６Ｂが付設されている。
次に作用を説明する。
原子炉の通常運転時には原子炉２４で発生した
蒸気は、主蒸気配管２４Ａ、主蒸気隔離弁１３を
経てタービン１５に送られ、タービン１５で仕事
をした蒸気は主復水器１６にて復水として回収さ
れる。余剰蒸気はタービンバイパス弁１４を開い
て主復水器１６にバイパスされる。
蒸気は、主蒸気配管２４Ａ、主蒸気隔離弁１３を
経てタービン１５に送られ、タービン１５で仕事
をした蒸気は主復水器１６にて復水として回収さ
れる。余剰蒸気はタービンバイパス弁１４を開い
て主復水器１６にバイパスされる。
主復水器１６を出た復水は、低圧復水ポンプ１
７により、復水脱塩設備１８に移送され、さらに
高圧復水ポンプ１９により昇圧されて給水加熱器
２０にて原子炉２４に給水可能な温度近くまで昇
温し、原子炉給水ポンプ２１により原子炉２４に
注入される。
７により、復水脱塩設備１８に移送され、さらに
高圧復水ポンプ１９により昇圧されて給水加熱器
２０にて原子炉２４に給水可能な温度近くまで昇
温し、原子炉給水ポンプ２１により原子炉２４に
注入される。
給水流量の調整は、原子炉水位信号２３Ａ、主
蒸気流量信号１２Ａおよび給水流量信号２２Ａを
用いて、給水制御器１１により原子炉給水ポンプ
２１を制御する公知の三要素制御（自動運転モー
ド）によつて行なわれる。
蒸気流量信号１２Ａおよび給水流量信号２２Ａを
用いて、給水制御器１１により原子炉給水ポンプ
２１を制御する公知の三要素制御（自動運転モー
ド）によつて行なわれる。
原子炉冷却材浄化系２は、循環ポンプ２５によ
り原子炉２４より送り出された炉水が熱交換器２
６で冷却され、さらにろ過脱塩装置２７により不
純物を除去し、戻り配管２９を通して、給水配管
５０を経て原子炉へ戻される。止め弁３１Ａは開
弁させてある。
り原子炉２４より送り出された炉水が熱交換器２
６で冷却され、さらにろ過脱塩装置２７により不
純物を除去し、戻り配管２９を通して、給水配管
５０を経て原子炉へ戻される。止め弁３１Ａは開
弁させてある。
なお連絡弁３１Ｃは閉弁とし、接点４７は開路
しているので、排水管５１および制御装置１０は
作用しない。
しているので、排水管５１および制御装置１０は
作用しない。
原子炉起動運転時等には、給水流量の三要素制
御（自動運転モード）が解除されるので、原子炉
給水ポンプ２１の手動運転（手動運転モード）に
より給水系１が作動する。止め弁３１Ａは閉弁さ
れ、連絡弁３１Ｃは開弁されて原子炉冷却材浄化
系２の循環運転が停止し、接点４７が閉となり制
御装置１０が作動するので、炉水は排水管５１を
経て主復水器１６に流入可能となる。原子炉水位
は、制御装置１０を用いて排水調整弁３０を制御
し、余剰炉水を主復水器１６に排出させることに
よつて制御される。
御（自動運転モード）が解除されるので、原子炉
給水ポンプ２１の手動運転（手動運転モード）に
より給水系１が作動する。止め弁３１Ａは閉弁さ
れ、連絡弁３１Ｃは開弁されて原子炉冷却材浄化
系２の循環運転が停止し、接点４７が閉となり制
御装置１０が作動するので、炉水は排水管５１を
経て主復水器１６に流入可能となる。原子炉水位
は、制御装置１０を用いて排水調整弁３０を制御
し、余剰炉水を主復水器１６に排出させることに
よつて制御される。
さらに詳述すれば、制御装置１０の切換回路４
５を、和信号４４Ａを出力する側に切換えた場
合、温度補正された給水流量信号４１Ａ(F)と排水
流量信号２８Ａ(C)とは、演算器４３を経て差信号
４３Ａ（Ｆ―Ｃ）となり、差信号４３Ａと圧力補
正された原子炉水位信号４２Ａ（Ｗ）とは、演算
算器４４を経て和信号４４Ａとなり、水位制御器
４６Ａにて設定値（W0）と比較され、偏差信号１
０Ａ（ε）、すなわち ε＝Ｗ−W0＋（Ｆ―Ｃ）α α：定数（演算器４３にて設定） となり、偏差信号１０Ａ（ε）が０になるよう
に、信号変換器４８を経て排水調整弁３０が制御
される。
５を、和信号４４Ａを出力する側に切換えた場
合、温度補正された給水流量信号４１Ａ(F)と排水
流量信号２８Ａ(C)とは、演算器４３を経て差信号
４３Ａ（Ｆ―Ｃ）となり、差信号４３Ａと圧力補
正された原子炉水位信号４２Ａ（Ｗ）とは、演算
算器４４を経て和信号４４Ａとなり、水位制御器
４６Ａにて設定値（W0）と比較され、偏差信号１
０Ａ（ε）、すなわち ε＝Ｗ−W0＋（Ｆ―Ｃ）α α：定数（演算器４３にて設定） となり、偏差信号１０Ａ（ε）が０になるよう
に、信号変換器４８を経て排水調整弁３０が制御
される。
また制御装置１０の切換回路４５を、原子炉水
位信号４２Ａを出力する側に切換えた場合、圧力
補正された原子炉水位信号４２Ａ（Ｗ）は、水位
制御器４６Ａにて設定値（W0）と比較され、偏差
信号１０Ａ（ε）、すなわち ε＝Ｗ−W0 となり、偏差信号１０Ａ（ε）が０になるよう
に、信号変換器４８を経て排水調整弁３０が制御
される。
位信号４２Ａを出力する側に切換えた場合、圧力
補正された原子炉水位信号４２Ａ（Ｗ）は、水位
制御器４６Ａにて設定値（W0）と比較され、偏差
信号１０Ａ（ε）、すなわち ε＝Ｗ−W0 となり、偏差信号１０Ａ（ε）が０になるよう
に、信号変換器４８を経て排水調整弁３０が制御
される。
第３図は原子炉起動運転時の原子炉水位の制御
特性の一例であつて、横軸は時間、縦軸は原子炉
水位を表す。曲線５０は本発明の原子炉水位制御
装置により制御された原子炉水位の変動を示し、
曲線５１は従来の排水調整弁３０を手動制御した
場合の原子炉水位の変動を示す。同図から明らか
なように、本発明により、原子炉水位は従来の大
巾な変動に比して安定に制御することができる。
特性の一例であつて、横軸は時間、縦軸は原子炉
水位を表す。曲線５０は本発明の原子炉水位制御
装置により制御された原子炉水位の変動を示し、
曲線５１は従来の排水調整弁３０を手動制御した
場合の原子炉水位の変動を示す。同図から明らか
なように、本発明により、原子炉水位は従来の大
巾な変動に比して安定に制御することができる。
本発明の原子炉水位制御装置によれば、原子炉
起動、停止運転、及び燃料交換時の運転又は原子
炉スクラム時の復旧操作時の変動しやすい原子炉
の水位を安定に制御することができるので、運転
員の誤操作防止及び負担軽減に役立ち、しかも原
子力発電所の稼動率の向上に寄与する等顕著な効
果がある。
起動、停止運転、及び燃料交換時の運転又は原子
炉スクラム時の復旧操作時の変動しやすい原子炉
の水位を安定に制御することができるので、運転
員の誤操作防止及び負担軽減に役立ち、しかも原
子力発電所の稼動率の向上に寄与する等顕著な効
果がある。
第１図は本発明の一実施例を示すブロツク図、
第２図は第１図の制御装置の詳細を表わすブロツ
ク図、第３図は原子炉起動運転時の原子炉水位の
変動を示す線図である。 １…給水系、２…原子炉冷却材浄化系、１０…
制御装置、１０Ａ…偏差信号、１６…主復水器、
２２…給水流量検出器、２２Ａ…給水流量信号、
２３…原子炉水位検出器、２３Ａ…原子炉水位信
号、２４…原子炉、２８…排水流量検出器、２８
Ａ…排水流量信号、２９…戻り配管、３０…排水
調整弁、４３…演算器、４４…演算器、４５…切
換回路、４６Ａ…水位制御器、５０…給水配管、
５１…排水管。
第２図は第１図の制御装置の詳細を表わすブロツ
ク図、第３図は原子炉起動運転時の原子炉水位の
変動を示す線図である。 １…給水系、２…原子炉冷却材浄化系、１０…
制御装置、１０Ａ…偏差信号、１６…主復水器、
２２…給水流量検出器、２２Ａ…給水流量信号、
２３…原子炉水位検出器、２３Ａ…原子炉水位信
号、２４…原子炉、２８…排水流量検出器、２８
Ａ…排水流量信号、２９…戻り配管、３０…排水
調整弁、４３…演算器、４４…演算器、４５…切
換回路、４６Ａ…水位制御器、５０…給水配管、
５１…排水管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉冷却材浄化系の戻り配管から分岐して
主復水器に至る排水管に介挿された排水調整弁を
用いて原子炉の水位を調整する原子炉水位制御装
置において、 前記原子炉の給水系の給水配管に設けられた給
水流量検出器から得られた給水流量信号と前記排
水管に設けられた排水流量検出器から得られた排
水流量信号との偏差検出手段と、 前記原子炉に設けられた原子炉水位検出器から
得られた原子炉水位信号と前記偏差検出手段の出
力信号との加算手段と、 この加算手段の出力信号と前記原子炉水位信号
との選択手段と、 この選択手段の出力信号と設定値との比較手段
とを有する制御装置を設け、 前記比較手段の比較差出力信号を用いて前記排
水調整弁を制御するようになした原子炉水位制御
装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP14516177A JPS5479392A (en) | 1977-12-05 | 1977-12-05 | Controller of reactor water-level |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP14516177A JPS5479392A (en) | 1977-12-05 | 1977-12-05 | Controller of reactor water-level |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5479392A JPS5479392A (en) | 1979-06-25 |
| JPS6124679B2 true JPS6124679B2 (ja) | 1986-06-12 |
Family
ID=15378828
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP14516177A Granted JPS5479392A (en) | 1977-12-05 | 1977-12-05 | Controller of reactor water-level |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5479392A (ja) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS56117196A (en) * | 1980-02-22 | 1981-09-14 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor water level control device |
| JPS56150398A (en) * | 1980-04-24 | 1981-11-20 | Tokyo Shibaura Electric Co | Device for controlling level of coolant in nuclear reactor |
| JPS5726795A (en) * | 1980-07-25 | 1982-02-12 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor water level control device |
| CN106356108B (zh) * | 2015-07-17 | 2018-05-01 | 中广核工程有限公司 | 一种核岛水系统容器快速排水充气装置及方法 |
-
1977
- 1977-12-05 JP JP14516177A patent/JPS5479392A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5479392A (en) | 1979-06-25 |
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