JPS6239788A - 原子炉出力制御装置 - Google Patents
原子炉出力制御装置Info
- Publication number
- JPS6239788A JPS6239788A JP60179594A JP17959485A JPS6239788A JP S6239788 A JPS6239788 A JP S6239788A JP 60179594 A JP60179594 A JP 60179594A JP 17959485 A JP17959485 A JP 17959485A JP S6239788 A JPS6239788 A JP S6239788A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- output
- reactor
- scram
- control
- plant
- 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.)
- Pending
Links
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
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は、Ｂ Ｗ Ｒ発電プラントのバイパス容量の大
きなプラントにおいて、発電機負荷遮！Ｉｉ等の異常が
発生した際に、予め定められている選択制御棒を挿入し
で原子炉出力を制御する装置に係り、特に原子炉出力制
御時に原子炉推移の大幅な変動を防止でさる原子炉出力
制御装置に関する。
きなプラントにおいて、発電機負荷遮！Ｉｉ等の異常が
発生した際に、予め定められている選択制御棒を挿入し
で原子炉出力を制御する装置に係り、特に原子炉出力制
御時に原子炉推移の大幅な変動を防止でさる原子炉出力
制御装置に関する。
一般に、ＢＷＲ発電ブランｌ−の１００％バイパスプラ
ントにおいては、発電機負荷遮断等の異常が発生すると
、タービン発電機の出力負荷アンバランス検出回路から
の信号により、タービン加減弁が急閉するとともにター
ビンバイパス弁が急開し、これと同時に出力を低下させ
るための選択制御棒（以下Ｓ ＲＩ （５ｅｌｅｃｔｅ
ｄ Ｒｏｄ Ｉｎ５ｅｒｔｉｏｎ）ど称す。）の挿入お
よび再循環ポンプトリップを行ない、所内単独運転に移
行する。
ントにおいては、発電機負荷遮断等の異常が発生すると
、タービン発電機の出力負荷アンバランス検出回路から
の信号により、タービン加減弁が急閉するとともにター
ビンバイパス弁が急開し、これと同時に出力を低下させ
るための選択制御棒（以下Ｓ ＲＩ （５ｅｌｅｃｔｅ
ｄ Ｒｏｄ Ｉｎ５ｅｒｔｉｏｎ）ど称す。）の挿入お
よび再循環ポンプトリップを行ない、所内単独運転に移
行する。
この際、主タービンの蒸気遮断ににる給水加熱器への抽
気蒸気の喪失により給水温度が低下し、炉心に冷水が注
入されることになるため反応度増加をきたず。そしてこ
れをそのままｆｌｉ Ｅした場合には、出力が上昇して
中性子束高となり、原子炉はスクラムに到る。ＳＲＩの
目的は、この中性子束高トリップによるスクラムを回避
するために出力を抑制することにある。
気蒸気の喪失により給水温度が低下し、炉心に冷水が注
入されることになるため反応度増加をきたず。そしてこ
れをそのままｆｌｉ Ｅした場合には、出力が上昇して
中性子束高となり、原子炉はスクラムに到る。ＳＲＩの
目的は、この中性子束高トリップによるスクラムを回避
するために出力を抑制することにある。
ところで、挿入すべきＳＲＩの本数は、前記中性子束高
トリップに対し余裕のある程度の出力、高出力、炉心流
量が低流量での炉心内の不安定現象が発生しない程度の
出力、および所内単独運転を確保できる出力等を考慮し
て予め決定されている。
トリップに対し余裕のある程度の出力、高出力、炉心流
量が低流量での炉心内の不安定現象が発生しない程度の
出力、および所内単独運転を確保できる出力等を考慮し
て予め決定されている。
ところが従来は、発電機負荷遮断発生と同時に、前記各
出力を考慮した出力となるようＳＲＩを数十水一度に挿
入する方法を採っている。
出力を考慮した出力となるようＳＲＩを数十水一度に挿
入する方法を採っている。
このため、第４図に示ずように負の反応度印加が大きく
なって原子炉出力が急激に減少し、その結果炉心内ボイ
ドｒ６が減少して見ｕトは上一時的に水位が大幅に低下
し、原子炉水位低による原子炉スクラムに到る可能性が
非常に大きい。
なって原子炉出力が急激に減少し、その結果炉心内ボイ
ドｒ６が減少して見ｕトは上一時的に水位が大幅に低下
し、原子炉水位低による原子炉スクラムに到る可能性が
非常に大きい。
また、原子炉水位の大幅低下は、給水制御系の作用によ
る給水流量増加どなって逆に水位を上げ過ぎる結果をｂ
たらし、原子炉水位高によるタービントリップに到るお
それもあり、原子炉スクラムの防止を目途するＳＲ［本
来の機能とは逆の結果になってしまう。
る給水流量増加どなって逆に水位を上げ過ぎる結果をｂ
たらし、原子炉水位高によるタービントリップに到るお
それもあり、原子炉スクラムの防止を目途するＳＲ［本
来の機能とは逆の結果になってしまう。
また、給水温度が低下し炉心内へ冷水が注入されること
による中性子束の上背も、実際には急激′でなく（たず
し通常の制御棒挿入操作では遅過ぎる。）、シたがって
負荷遮断直後に数十水の選択ｔ、ｌＪ １０棒を一度に
挿入し、直ちに出力を大幅に低下させなければならない
ほど急激な過渡変化ではない。
による中性子束の上背も、実際には急激′でなく（たず
し通常の制御棒挿入操作では遅過ぎる。）、シたがって
負荷遮断直後に数十水の選択ｔ、ｌＪ １０棒を一度に
挿入し、直ちに出力を大幅に低下させなければならない
ほど急激な過渡変化ではない。
（発明の目的）
本発明はこのような点を考慮してなされたもので、異常
時過渡変化が発生した際に、負の反応度を徐々に加えて
原子炉水位の低下を最少限に抑えることができる原子炉
出力制御装置を提供することを目的とする。
時過渡変化が発生した際に、負の反応度を徐々に加えて
原子炉水位の低下を最少限に抑えることができる原子炉
出力制御装置を提供することを目的とする。
本発明は、異常時過渡変化が発生した際に負の反応度を
徐々に加える手段として、数十水のＳＲＩを一度に挿入
する方法を採らず、原子炉出力状態、プラント状態、お
よび原子炉スクラム設定点に対する余裕度を監視しなが
ら、決定された少本数のＳＲｆを順次挿入するようにし
たことを特徴とする。
徐々に加える手段として、数十水のＳＲＩを一度に挿入
する方法を採らず、原子炉出力状態、プラント状態、お
よび原子炉スクラム設定点に対する余裕度を監視しなが
ら、決定された少本数のＳＲｆを順次挿入するようにし
たことを特徴とする。
本発明による原子炉出力制御装置は、
ａ、 原子力発電プラントにおける原子炉出力状態およ
びプラント状態を把握するプラント監視装置と、 ｂ、 原子炉のスクラム設定点等を監視して余裕値を算
出するスクラム余裕値監視装置と、Ｃ０前記両監視装置
からの出力信号を入力とし、異常時過渡変化が発生した
際に、原子炉出力を制御するために予め定められている
選択制御棒のうちのどの選択制御棒を何本緊急挿入する
かを決定づる出力制ｍ＋装置と、 ｄ、 前記制御装置で決定された選択制御棒を緊急挿入
する出力制御棒作動装置と、 を具備することを特徴としている。
びプラント状態を把握するプラント監視装置と、 ｂ、 原子炉のスクラム設定点等を監視して余裕値を算
出するスクラム余裕値監視装置と、Ｃ０前記両監視装置
からの出力信号を入力とし、異常時過渡変化が発生した
際に、原子炉出力を制御するために予め定められている
選択制御棒のうちのどの選択制御棒を何本緊急挿入する
かを決定づる出力制ｍ＋装置と、 ｄ、 前記制御装置で決定された選択制御棒を緊急挿入
する出力制御棒作動装置と、 を具備することを特徴としている。
以下本発明の一実施例を第１図ないし第３図を参照して
説明する。
説明する。
第１図は本発明の一実施例に係る原子炉出力制御装置を
示すブロック図であり、図中符号１はプラントプロヒス
量、２はプラント監視装置、３はスクラム余裕監視装置
である。
示すブロック図であり、図中符号１はプラントプロヒス
量、２はプラント監視装置、３はスクラム余裕監視装置
である。
前記プラント監視装置２は、プラント状態を把握するた
めに電気系統の故障を検出する発電ｌ運転状態回路を備
えており、発電機負荷遮断等が発生した場合には、電気
系統の故障検出信号４の入力により前記発電機運転状態
回路により異常時過渡変化の発生を検知するようになっ
ている。
めに電気系統の故障を検出する発電ｌ運転状態回路を備
えており、発電機負荷遮断等が発生した場合には、電気
系統の故障検出信号４の入力により前記発電機運転状態
回路により異常時過渡変化の発生を検知するようになっ
ている。
前記プラント監視装置２はまた、原子炉出力状態を監視
づる監視回路を備えており、この監視回路は、原子炉の
局所出力を監視するＬＰＰＭ（局所領域出力モニタと呼
ばれ、原子炉の径方向、軸方向に“百数十ｌｌ！ｉｌ設
置されている。）からの信号５および平均出力を監視す
φ△ＰＲＭ （平均出力モニタと呼ばれ、前記しＰＰＭ
を数十個取り込み平均出力を提示する。）からの信号６
を入力とし、ＬＰＲＭ、ＡＰＲＭのゆらぎ幅、ＡＰＲＭ
の変化率等を計算するようになっている。そしてその計
算結果は、第１図に符号７で示すように後述する出力制
御８１４８に与えられるようになっている。
づる監視回路を備えており、この監視回路は、原子炉の
局所出力を監視するＬＰＰＭ（局所領域出力モニタと呼
ばれ、原子炉の径方向、軸方向に“百数十ｌｌ！ｉｌ設
置されている。）からの信号５および平均出力を監視す
φ△ＰＲＭ （平均出力モニタと呼ばれ、前記しＰＰＭ
を数十個取り込み平均出力を提示する。）からの信号６
を入力とし、ＬＰＲＭ、ＡＰＲＭのゆらぎ幅、ＡＰＲＭ
の変化率等を計算するようになっている。そしてその計
算結果は、第１図に符号７で示すように後述する出力制
御８１４８に与えられるようになっている。
一方前記スクラム余裕監視装置３は、第１図に示すよう
に原子炉安全保護系の１つであるり一−マルパワーモニ
タ（過渡状態における燃料の熱的余裕を燃料の表面熱流
束によって監視するもので、ＡＰＲＭの一次遅れ要素を
通し出力するちの。原子炉内の冷却材流量の関数である
。）の出力９および原子炉水位信号１０を竹記発電機運
転状態回路の信号で取り込み、こ、れらと原子炉スクラ
ムＨｇ定点を比較し、その余裕値１１を前記出力制御装
置８に与えるようになついる。
に原子炉安全保護系の１つであるり一−マルパワーモニ
タ（過渡状態における燃料の熱的余裕を燃料の表面熱流
束によって監視するもので、ＡＰＲＭの一次遅れ要素を
通し出力するちの。原子炉内の冷却材流量の関数である
。）の出力９および原子炉水位信号１０を竹記発電機運
転状態回路の信号で取り込み、こ、れらと原子炉スクラ
ムＨｇ定点を比較し、その余裕値１１を前記出力制御装
置８に与えるようになついる。
出力制御装置８は、ＬＰＲＭ、ＡＰＲＭのゆらぎ幅が規
定地以内にあるかどうか（ＬＰＲＭ。
定地以内にあるかどうか（ＬＰＲＭ。
Ａ ）） ＲＭのゆらぎ幅がある規定値よりも大きい場
合には、１）ｆ■述した炉心内の安定性が失われて発振
状態に近い状態にあることを示ず。）、ＡＰＲＭの変化
率がどの程度あるか（給水温度低下による出力上昇がど
の程度あるかを監視）、およびスクラムに対する余裕が
どの程度あるかを判断し、予め決定されている複数本の
ＳＲＩのうちのどのＳ Ｒ［を何本押入り−るかを決定
づるように＜１っている。そしてその結果は、第１図に
示すように動作許可信号１２としてＳＲ１作わ）装置１
３に入力され、このＳＲ１作動装置１３により所定のＳ
Ｒ１が駆動されるようになっている。
合には、１）ｆ■述した炉心内の安定性が失われて発振
状態に近い状態にあることを示ず。）、ＡＰＲＭの変化
率がどの程度あるか（給水温度低下による出力上昇がど
の程度あるかを監視）、およびスクラムに対する余裕が
どの程度あるかを判断し、予め決定されている複数本の
ＳＲＩのうちのどのＳ Ｒ［を何本押入り−るかを決定
づるように＜１っている。そしてその結果は、第１図に
示すように動作許可信号１２としてＳＲ１作わ）装置１
３に入力され、このＳＲ１作動装置１３により所定のＳ
Ｒ１が駆動されるようになっている。
このＳＲ＋作動′ＩＦｔ置装３は、全ＳＲＩを所定本ず
つ第１から第ｎまでの複数のグループに原子炉起動前に
区分レプする装置およびグループ分けされているＳＲＩ
を前記動作許可信号１２の入力により作動させる回路と
を備えており、前記各グループのうちの第１グループは
、発電機負荷遮断等が発生した場合には他の第２ないし
第ｎグループに優先して無条件で緊急挿入され、その後
は各グループのＳＲＩが前記動作信号１２により選択的
に緊急挿入されるようになっている。
つ第１から第ｎまでの複数のグループに原子炉起動前に
区分レプする装置およびグループ分けされているＳＲＩ
を前記動作許可信号１２の入力により作動させる回路と
を備えており、前記各グループのうちの第１グループは
、発電機負荷遮断等が発生した場合には他の第２ないし
第ｎグループに優先して無条件で緊急挿入され、その後
は各グループのＳＲＩが前記動作信号１２により選択的
に緊急挿入されるようになっている。
前記動作許可信号１２は、第２図に示す論理回路により
得られるようになっている。
得られるようになっている。
この論理回路は、第２図に示すように
ｆ’ＬＰＲＭ信号のゆらぎ幅が規定値以上」の信号１４
、ｒＡＰＲＭ信号のゆらぎ幅が規定値以上」の信号１５
．ｒＡＰＲＭ変化率が規定値以上」の信号１６．および
［サーマルパワーモニタ出力がスクラム設定点に対し規
定値以内」の信号１７を入力とするＯＲ回路１８を描え
ており、このＯＲ回路１８の出力１９は、「原子炉水位
が“低゛°によるスクラム設定に対し規定値以上」の信
号２０および「原子炉水位が“高″によるスクラム設定
に対し規定値以上」の信号２１とともに第１ＡＮＤ回路
２２に入力され、その出力２３は、［グループ分けされ
たＳＲＩが未だ炉心内に挿入されていない］の信号２４
とともに第２ＡＮＤ回路２５に入力されるようになって
いる。そしてこの第２ＡＮＤ回路２５の出力として前記
動作許可信号１２が得られるようになっている。
、ｒＡＰＲＭ信号のゆらぎ幅が規定値以上」の信号１５
．ｒＡＰＲＭ変化率が規定値以上」の信号１６．および
［サーマルパワーモニタ出力がスクラム設定点に対し規
定値以内」の信号１７を入力とするＯＲ回路１８を描え
ており、このＯＲ回路１８の出力１９は、「原子炉水位
が“低゛°によるスクラム設定に対し規定値以上」の信
号２０および「原子炉水位が“高″によるスクラム設定
に対し規定値以上」の信号２１とともに第１ＡＮＤ回路
２２に入力され、その出力２３は、［グループ分けされ
たＳＲＩが未だ炉心内に挿入されていない］の信号２４
とともに第２ＡＮＤ回路２５に入力されるようになって
いる。そしてこの第２ＡＮＤ回路２５の出力として前記
動作許可信号１２が得られるようになっている。
このようにしてＳＲ１作動装置１３で所定グループのＳ
Ｒ１の緊急挿入が行なわれると、１１１図に示すように
ＳＲ１作動装置１３からは、どのグループのＳＲＩが挿
入されたかを示す信号１４が出力制御２１１装置８に与
えられるようになっている。
Ｒ１の緊急挿入が行なわれると、１１１図に示すように
ＳＲ１作動装置１３からは、どのグループのＳＲＩが挿
入されたかを示す信号１４が出力制御２１１装置８に与
えられるようになっている。
次に本実施例の作用について説明する。
発電機負荷′ａ断等が発生すると、ＳＲ１作動装置１３
により予め第１から第ｎまでの０組にグループ分けされ
ているＳ［［のうらの第１グループのＳＲ１が他のグル
ープに優先して無茶ｆ［で炉心内に緊急挿入される。
により予め第１から第ｎまでの０組にグループ分けされ
ているＳ［［のうらの第１グループのＳＲ１が他のグル
ープに優先して無茶ｆ［で炉心内に緊急挿入される。
以後は、第２から第ｎまでの各グループのＳＲＩが、出
力制御装置８からの動作許可信号１２に基づき選択され
て順次緊急挿入される。
力制御装置８からの動作許可信号１２に基づき選択され
て順次緊急挿入される。
これにより、緊急挿入に伴う原子炉水位および原子炉出
力は第３図に示すようになり、原子炉水位の大幅な変動
を伴うことなく原子炉出力を制ｊｉｌｔすることが可能
となる。
力は第３図に示すようになり、原子炉水位の大幅な変動
を伴うことなく原子炉出力を制ｊｉｌｔすることが可能
となる。
なお前記実施例では、ＳＲＩを予め複数のグループに分
けておき、グループ単位で緊急挿入を行なうものについ
て説明したが、ＳＲＩを１本ずつ制御するようにしても
よい。
けておき、グループ単位で緊急挿入を行なうものについ
て説明したが、ＳＲＩを１本ずつ制御するようにしても
よい。
このようにすれば、制御は多少複雑になるが、原子炉水
位の変動をより少なくすることが可能となる。
位の変動をより少なくすることが可能となる。
以上説明したように本発明は、異常時過渡変化が発生し
た際に、数十本のＳＲＩを一磨に挿入１′る方法を採ら
ず、原子炉出力状態、プラント状態、および原子炉スク
ラム設定点に対する余裕度を監視しながら、決定された
少本数のＳＲＩを順次挿入するようにしているので、負
の反応性を徐々に加えることかでき、これにより、原子
炉水位の大幅な変動を伴うことなく原子炉出力を制御す
ることができる。
た際に、数十本のＳＲＩを一磨に挿入１′る方法を採ら
ず、原子炉出力状態、プラント状態、および原子炉スク
ラム設定点に対する余裕度を監視しながら、決定された
少本数のＳＲＩを順次挿入するようにしているので、負
の反応性を徐々に加えることかでき、これにより、原子
炉水位の大幅な変動を伴うことなく原子炉出力を制御す
ることができる。
第１図は本発明の一実施例に係る原子炉出力制御装置を
示すブロック図、第２図は出力制御装置によるＳＲ１選
択の一例を示す論理回路、第３図は本発明の効果を示寸
原子炉出力および原子炉水位のグラフ、第４図は従来装
置におけるＳＲ１作動時のプロセス量変化を示す第３図
相当図（ただし時間スケールは第３図と異なる。）であ
る。 １・・・プラン１〜プロセス憬、２・・・プラント監視
装置、３３・・・スケール余裕監視ｖ装置、８・・・出
力制ｔｌＩＩ装置、１３・・・ＳＲ［作動装置。 出願人代理人 佐 藤 −維 手１＠ 「 第２図 プラントＪ債入プロを人ｃ吋間） フシント遭廟欧プロを人（時間） 第４目
示すブロック図、第２図は出力制御装置によるＳＲ１選
択の一例を示す論理回路、第３図は本発明の効果を示寸
原子炉出力および原子炉水位のグラフ、第４図は従来装
置におけるＳＲ１作動時のプロセス量変化を示す第３図
相当図（ただし時間スケールは第３図と異なる。）であ
る。 １・・・プラン１〜プロセス憬、２・・・プラント監視
装置、３３・・・スケール余裕監視ｖ装置、８・・・出
力制ｔｌＩＩ装置、１３・・・ＳＲ［作動装置。 出願人代理人 佐 藤 −維 手１＠ 「 第２図 プラントＪ債入プロを人ｃ吋間） フシント遭廟欧プロを人（時間） 第４目
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、ａ、原子力発電プラントにおける原子 炉出力状態およびプラント状態を把握するプラント監視
装置と、 ｂ、原子炉のスクラム設定点等を監視 して余裕値を算出するスクラム余裕値監視装置と、ｃ、
前記両監視装置からの出力信号を 入力とし、異常時過渡変化が発生した際に、原子炉出力
を制御するために予め定められている選択制御棒のうち
のどの選択制御棒を何本緊急挿入するかを決定する出力
制御装置と、 ｄ、前記出力制御装置で決定された選 択制御棒を緊急挿入する制御棒作動装置と、を具備する
ことを特徴とする原子炉出力制御装置。 ２、選択制御棒は、予め複数のグループに区分されてお
り、出力制御装置は、そのうちのどのグループの選択制
御棒を緊急挿入するかを決定することを特徴とする特許
請求の範囲第１項記載の原子炉出力制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60179594A JPS6239788A (ja) | 1985-08-15 | 1985-08-15 | 原子炉出力制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60179594A JPS6239788A (ja) | 1985-08-15 | 1985-08-15 | 原子炉出力制御装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6239788A true JPS6239788A (ja) | 1987-02-20 |
Family
ID=16068457
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60179594A Pending JPS6239788A (ja) | 1985-08-15 | 1985-08-15 | 原子炉出力制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6239788A (ja) |
-
1985
- 1985-08-15 JP JP60179594A patent/JPS6239788A/ja active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4399095A (en) | Protection and control system for a nuclear reactor | |
| JPH06201891A (ja) | 原子炉の制御装置及び方法 | |
| JPH08170998A (ja) | 過渡的過出力に対する強化保護系 | |
| JPH0241715B2 (ja) | ||
| JPS6146799B2 (ja) | ||
| JPS6239788A (ja) | 原子炉出力制御装置 | |
| JPS62147400A (ja) | 原子炉の保護装置 | |
| JPS5828689A (ja) | 負荷喪失時の原子炉出力制御方法及び装置 | |
| JPS6140591A (ja) | 原子炉再循環流量制御装置 | |
| JPS61262695A (ja) | 原子力発電プラント | |
| JPS6252274B2 (ja) | ||
| JPS61223697A (ja) | 原子力発電所における原子炉の出力制御装置 | |
| JPS6128893A (ja) | 原子力発電プラント | |
| JPS6050318B2 (ja) | 原子炉制御装置 | |
| JPH03215791A (ja) | 原子炉出力制御装置 | |
| Uspuras | Development of the RBMK-1500 models using state-of-art codes | |
| CN118248363A (zh) | 高温气冷堆的保护方法、装置、电子设备、存储介质 | |
| JPH09257980A (ja) | インターナルポンプシステム | |
| Uspuras et al. | Development of new control and protection systems at the Ignalina Nuclear Power Plant | |
| JP2019207131A (ja) | 高速炉の原子炉保護装置及び原子炉保護方法 | |
| Kaliatka et al. | Safety analysis of Ignalina NPP during shutdown conditions | |
| JPH02170099A (ja) | 原子炉の制御装置 | |
| JPH0690307B2 (ja) | 原子炉保護方法および装置 | |
| JPS62214202A (ja) | 発電プラントの負荷遮断装置 | |
| Carvalho et al. | Performance of Nuclear Unit Controls in Grid Emergency Situations |