JPS6262313B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6262313B2 JPS6262313B2 JP54147128A JP14712879A JPS6262313B2 JP S6262313 B2 JPS6262313 B2 JP S6262313B2 JP 54147128 A JP54147128 A JP 54147128A JP 14712879 A JP14712879 A JP 14712879A JP S6262313 B2 JPS6262313 B2 JP S6262313B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- control rod
- control
- breakpoint
- value
- information
- 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
Links
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 claims description 14
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 9
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 9
- 238000003780 insertion Methods 0.000 claims description 6
- 230000037431 insertion Effects 0.000 claims description 6
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 2
- 230000004044 response Effects 0.000 description 2
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 2
- 230000005856 abnormality Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子力発電所の制御棒の制御装置に
係り、制御棒の自動操作を可能とした、原子炉出
力制御装置に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a control rod control device for a nuclear power plant, and more particularly to a nuclear reactor power control device that enables automatic control rod operation.
従来、原子力発電所の制御棒を用いた出力制御
装置においては、出力を変動させる場合、運転員
による手動操作により行われていた。例えば
BWR型原子力発電所においては、第１図に示す
ように、運転員により選択された操作すべき制御
棒の情報Ｘと、その制御棒の引抜き／挿入情報Ｙ
とを制御棒駆動指示信号（Ｘ，Ｙ）として、制
御棒駆動制御装置３に入力し、制御棒駆動制御装
置３では、入力された信号（Ｘ，Ｙ）に従が
い、制御棒２の引抜き／挿入を所定のタイミング
で行うべく、制御棒駆動機構４に制御信号ｇ
（Ｚ）を出力して制御棒駆動信号ｈ（Ｕ）として
いた。 Conventionally, in an output control device using control rods of a nuclear power plant, the output has been varied manually by an operator. for example
In a BWR type nuclear power plant, as shown in Figure 1, information X on the control rod to be operated selected by the operator, and information Y on withdrawal/insertion of that control rod.
is input to the control rod drive control device 3 as a control rod drive instruction signal (X, Y), and the control rod drive control device 3 pulls out the control rod 2 according to the input signal (X, Y). /In order to perform insertion at a predetermined timing, a control signal g is sent to the control rod drive mechanism 4.
(Z) was output as the control rod drive signal h(U).
一般にBWR型原子力発電所の制御棒駆動機構
４は、水圧式の水圧駆動機構であるので、以下、
制御棒駆動機構４は、水圧機構のもので説明す
る。制御棒駆動機構４では、制御棒駆動制御信号
ｇ（Ｚ）に従がい、制御棒駆動機構４内の４つの
方向制御電磁弁を、制御棒２の引抜き／挿入に対
応して開閉し、制御棒２を動かしていた。一方、
制御棒２の位置は、制御棒２に内蔵されている位
置検出器によつて検出され、変換されて表示さ
れ、運転員は、操作スイツチを押しながら、表示
を見て適当な位置で制御棒を止めていた。以上の
操作を運転員は繰り返して、出力を変化させてい
た。 Generally, the control rod drive mechanism 4 of a BWR type nuclear power plant is a hydraulic drive mechanism, so the following will be explained below.
The control rod drive mechanism 4 will be explained as a hydraulic mechanism. In the control rod drive mechanism 4, according to the control rod drive control signal g (Z), four directional control solenoid valves in the control rod drive mechanism 4 are opened and closed in response to the withdrawal/insertion of the control rod 2, and control is performed. I was moving stick 2. on the other hand,
The position of the control rod 2 is detected by a position detector built into the control rod 2, converted and displayed, and the operator moves the control rod to an appropriate position while pressing the operation switch and looking at the display. was stopped. The operator repeated the above operations to change the output.
しかし、このようなものであると制御棒操作を
行なう間（例えば、原子炉を、Coldの状態から
定格出力に上昇させる場合は制御棒操作時間は７
〜９時間にも及ぶ。）、運転員は操作制御棒２の確
認と、操作中の位置の確認に大きな注意力を必要
とし、運転員の大きな負担となつている。 However, in such a case, the control rod operation time is 7 hours during control rod operation (for example, when raising a reactor from a cold state to rated output).
It lasts up to 9 hours. ), the operator is required to be very attentive to confirming the operation control rod 2 and its position during operation, which places a heavy burden on the operator.
本発明は、原子炉出力レベルに対応して原子炉
出力に最も影響を与える可能性のあるプロセス量
に着目し、そのプロセス量のある値ごとに複数の
ブレークポイントを予め定めておき、そのブレー
クポイント間の制御棒の引抜きによる出力上昇
を、実際のプロセス量とそのブレークポイントに
おける値とを比較しながらブレークポイントごと
に自動的に制御棒を操作することにより行い、運
転員の労力を軽減すると共に、燃料棒に熱ストレ
スがかからないようにし、プラント運転の性能を
向上させた原子炉出力制御装置を提供することを
目的とする。 The present invention focuses on the process quantity that is most likely to affect the reactor output corresponding to the reactor output level, sets multiple breakpoints in advance for each value of the process quantity, and breaks the Increase output by withdrawing control rods between points by automatically operating control rods at each breakpoint while comparing the actual process amount with the value at that breakpoint, reducing operator effort. Another object of the present invention is to provide a nuclear reactor power control device that prevents thermal stress from being applied to fuel rods and improves plant operation performance.
以下、本発明を図面に示す一実施例に基づいて
説明する。第２図は本発明の一実施例のブロツク
構成図である。制御棒シーケンス制御装置５を設
けた点を特徴としている。 The present invention will be described below based on an embodiment shown in the drawings. FIG. 2 is a block diagram of an embodiment of the present invention. It is characterized by the provision of a control rod sequence control device 5.
制御棒シーケンス制御装置５は、操作シーケン
ス情報ｋ（Ｖ）、および原子炉出力レベルに対応
して原子炉出力に最も影響を与えるプロセス量、
たとえば原子炉圧力ａ，原子炉水温度ｂ，中性子
束ｃを入力し、制御棒駆動指示信号（Ｘ，Ｙ）
を出力するものである。 The control rod sequence controller 5 includes operation sequence information k(V) and process quantities that have the greatest influence on the reactor output, corresponding to the reactor output level.
For example, input reactor pressure a, reactor water temperature b, and neutron flux c, and send control rod drive instruction signals (X, Y).
This outputs the following.
いま、原子炉出力レベルに最も影響を与えるプ
ロセス量は、原子炉圧力ａであるとする。また原
子炉圧力ａのｉ番目のブレークポイントの値を35
Kg／cm2ｇとし、ｉ＋１番目のブレークポイントの
値を40Kg／cm2ｇであるとする。 It is now assumed that the process quantity that most affects the reactor output level is the reactor pressure a. Also, set the value of the i-th breakpoint of the reactor pressure a to 35
Kg/cm 2 g, and the value of the i+1st breakpoint is 40Kg/cm 2 g.
運転員がブレークポイントｉから次のブレーク
ポイントｉ＋１まで原子炉出力を上昇する場合、
運転員は、ブレークポイントｉ＋１の設定値40
Kg／cm2ｇをまず制御棒シーケンス制御装置５に設
定する。そして、ブレークポイントｉからブレー
クポイントｉ＋１までの出力上昇に要する所定時
間△Ｔを設定し、GOの要求を出す。これらの情
報は、制御棒シーケンス制御装置５にはｋ（Ｖ）
として与えられる。 If the operator increases the reactor power from breakpoint i to the next breakpoint i+1,
The operator sets the breakpoint i+1 setting value to 40.
Kg/cm 2 g is first set in the control rod sequence controller 5. Then, a predetermined time ΔT required for the output to rise from breakpoint i to breakpoint i+1 is set, and a GO request is issued. This information is stored in the control rod sequence controller 5 as k(V)
given as.
ここでv1：ブレークポイントｉ＋１の値40Kg／
cm2（Ｖ）
v2：所要時間 △Ｔ
v3：Ｇ要求
制御棒シーケンス制御装置５は操作シーケンス
情報ｋ（Ｖ）を受けると、ｋ（Ｖ）の内容判断を
行ない、制御棒駆動指示信号（Ｘ，Ｙ）を算出
して出力する。すなわち、操作すべき制御棒を特
定するための情報Ｘと、その制御棒を引抜か挿入
するのかを特定するための情報Ｙとを算出する。 Here, v 1 : Breakpoint i+1 value 40Kg/
cm 2 (V) v 2 : Required time △T v 3 : G request When the control rod sequence controller 5 receives the operation sequence information k(V), it judges the content of k(V) and sends a control rod drive instruction signal. Calculate and output (X, Y). That is, information X for specifying the control rod to be operated and information Y for specifying whether to withdraw or insert the control rod are calculated.
これら情報Ｘ，Ｙの算出は以下のようにしてな
される。先ず、現在のブレークポイントｉから目
標のブレークポイントｉ＋１までの制御棒操作ス
テツプ数ｎ（ｉ→ｉ＋１）を求める。なお、本説
明では予め引抜のシーケンスは決められており、
原子炉出力レベルに最も影響を与えるプロセス量
ごとに制御棒操作ステツプ数は予め定められてい
るものとする。したがつて、ブレークポイントｉ
及びｉ＋１までのステツプ数を予め設定されてい
るデータ群の中からサーチすることとなる。たと
えばブレークポイントｉまでのステツプ数を60ス
テツプ、ブレークポイントｉ＋１までのステツプ
数を70とすると、ブレークポイントｉとｉ＋１の
間のステツプ数は10ステツプとなる。また１ステ
ツプ所要時間は△Ｔ／10（以下この値を△ｔと呼
ぶ）となる。 These pieces of information X and Y are calculated as follows. First, the number of control rod operation steps n (i→i+1) from the current breakpoint i to the target breakpoint i+1 is determined. In addition, in this explanation, the extraction sequence is determined in advance.
It is assumed that the number of control rod operation steps is determined in advance for each process quantity that most affects the reactor power level. Therefore, breakpoint i
Then, the number of steps up to i+1 is searched from a preset data group. For example, if the number of steps up to breakpoint i is 60 steps and the number of steps up to breakpoint i+1 is 70, then the number of steps between breakpoints i and i+1 is 10 steps. Further, the time required for one step is ΔT/10 (hereinafter this value will be referred to as Δt).
次に、１ステツプ所要時間△ｔで制御棒を操作
できるかどうかの判定を行う。すなわち、単位ス
テツプ当りの所要時間△ｔは予め決められている
最小時間△tminと比較される。 Next, it is determined whether the control rod can be operated within the time required for one step Δt. That is, the required time Δt per unit step is compared with a predetermined minimum time Δtmin.
△ｔ△tmin ……(2)
であれば、制御棒操作は異常なく操作可能である
と判断する。一方、
△ｔ＜△tmin ……(3)
であれば、制御棒操作不可と判断し、△Ｔの再設
定を運転員に要求する。 If ΔtΔtmin (2), it is determined that the control rod can be operated without any abnormality. On the other hand, if △t<△tmin...(3), it is determined that the control rods cannot be operated, and the operator is requested to reset △T.
制御棒の操作が可能であるとすると、ブレーク
ポイントｉとｉ＋１の間の10ステツプの各々S1〜
S10に対応させて予め設定されているデータ群Ｂ
の内から、S1〜S10に対応する***作制御棒情報
B1〜B10を選択する。たとえばB1は、下記で示さ
れる。 Assuming that control rod operation is possible, each of the 10 steps between breakpoints i and i+ 1
Data group B that is preset in correspondence with S 10
Operated control rod information corresponding to S 1 to S 10 from among
Select B1 to B10 . For example B 1 is shown below.
ここで、b11：***作制御棒座標
b12：目標位置
すなわち、ステツプS1については、操作すべき
制御棒は座標b11で示される制御棒であることが
特定され、また、その制御棒の操作目標位置は目
標位置b12で特定される。 Here, b 11 : Coordinates of the operated control rod b 12 : Target position In other words, for step S 1 , it is specified that the control rod to be operated is the control rod indicated by the coordinate b 11 , and the control rod The operation target position of is specified as target position b12 .
したがつて、まず操作すべき制御棒の情報Ｘ
は、
Ｘ＝b11 ……(5)
と決定される。 Therefore, first, information on the control rod to be operated
is determined as X=b 11 ...(5).
ここで、***作制御棒情報B1〜B10は予め定め
られた情報であるが、これは原子炉の炉心におけ
る燃料棒に熱ストレスがかからないように、また
燃料を効率的に燃焼させるために、予め定められ
る情報である。 Here, the operated control rod information B 1 to B 10 is predetermined information, and is used to prevent thermal stress from being applied to the fuel rods in the reactor core and to burn fuel efficiently. , is predetermined information.
次に、操作すべき制御棒b11の現在位置P1（第
２図の制御棒位置信号ｄの内、制御棒b11の現在
位置P1とする）とその目標位置とを比較し、引抜
きか、挿入かを判断し、制御の操作情報Ｙを決め
る。Ｙは
ここで、y1：引抜b12＞P1のとき１
y2：挿入b12＜P1のとき１
y3：停止b12＝P1のとき１
***作制御棒情報Ｘと、制御棒操作情報Ｙが決
まると、それらの情報は、制御棒駆動制御装置３
に（Ｘ，Ｙ）として出力される。いまb12＞P1
であるとすると、引抜操作であるのでＹは、
となる。 Next, the current position P 1 of the control rod b 11 to be operated (assumed to be the current position P 1 of the control rod b 11 in the control rod position signal d in Fig. 2) is compared with its target position, and the control rod b 11 is pulled out. or insertion, and determines the control operation information Y. Y is Here, y 1 : 1 when extraction b 12 > P 1 y 2 : 1 when insertion b 12 < P 1 y 3 : 1 when stop b 12 = P 1 Operated control rod information X and control rod operation Once the information Y is determined, the information is transferred to the control rod drive controller 3
is output as (X, Y). Nowb 12 >P 1
If so, since it is a pulling operation, Y is becomes.
制御棒駆動制御装置３は、この情報（Ｘ，
Ｙ）を受けると、入力情報Ｙを判断し、制御棒駆
動機構の４個の方向電磁弁の引抜き操作に対応す
る開閉指令を出す。又入力情報Ｘから操作すべき
制御棒に対応する４方向制御電磁弁を選択し、電
磁弁の開閉信号をｇ（Ｚ）として制御棒駆動機構
４に出力する。Ｚは
ここで、Z1：バルブ１のON／OFF
Z2：バルブ２のON／OFF
Z3：バルブ３のON／OFF
Z4：バルブ４のON／OFF
制御棒駆動機構４の選択された４方向電磁弁は
情報ｇ（Ｚ）に従い開閉し、駆動水圧信号ｈ
（Ｕ）を供給して制御棒２を引抜く。制御棒の位
置は、制御棒に内蔵されている検出器で検出さ
れ、制御棒位置信号ｄとして制御棒シーケンス制
御装置５に入力される。制御棒シーケンス制御装
置５では目標置b12と、入力された現在置P1を比
較し、b12＝P1となれば、操作停止に対応する
（Ｘ，Ｙ）を決定し、制御棒駆動制御装置３に出
力して引抜操作を停止させ、ステツプS1が終了す
る。 The control rod drive controller 3 receives this information (X,
Y), it judges the input information Y and issues an opening/closing command corresponding to the pulling operation of the four directional solenoid valves of the control rod drive mechanism. Also, a four-way control solenoid valve corresponding to the control rod to be operated is selected from the input information X, and an opening/closing signal of the solenoid valve is output to the control rod drive mechanism 4 as g(Z). Z is Here, Z 1 : ON/OFF of valve 1 Z 2 : ON/OFF of valve 2 Z 3 : ON/OFF of valve 3 Z 4 : ON/OFF of valve 4 Selected four directions of control rod drive mechanism 4 The solenoid valve opens and closes according to the information g (Z), and the driving water pressure signal h
(U) and pull out the control rod 2. The position of the control rod is detected by a detector built into the control rod, and is input to the control rod sequence controller 5 as a control rod position signal d. The control rod sequence controller 5 compares the target position b 12 with the input current position P 1 , and if b 12 = P 1 , determines (X, Y) corresponding to the operation stop and starts the control rod drive. An output is sent to the control device 3 to stop the pulling operation, and step S1 is completed.
ステツプS1が終了すると、ブレークポイントｉ
＋１の値すなわち40Kg／cm2ｇと、現在の原子炉圧
力ａとを比較し、ブレークポイント位置に達した
か否かを判定する。そして、達しておれば制御棒
操作を停止し、ブレークポイントに達成した旨運
転員に通知し、待期状態とする。一方、ブレーク
ポイント非達成の場合にはステツプを１つ進め、
ステツプS2の操作を実施する。この様にして順次
S1〜S10まで実施し、ブレークポイント達成した
ら待期状態とし、運転員からの次のブレークポイ
ントへ進行の指示を待つ。 When step S 1 ends, breakpoint i
The value of +1, ie, 40 kg/cm 2 g, is compared with the current reactor pressure a, and it is determined whether the break point position has been reached. If the breakpoint has been reached, control rod operation is stopped, the operator is notified that the breakpoint has been reached, and the system enters a standby state. On the other hand, if the breakpoint is not achieved, advance one step,
Perform the operation in step S2 . In this way sequentially
Steps S1 to S10 are executed, and when the breakpoint is achieved, the system enters a standby state and waits for instructions from the operator to proceed to the next breakpoint.
以上の説明においては目標ブレークポイントま
でのステツプ数は予め決めていたが、現在のブレ
ークポイントから、次のブレークポイントまでの
出力予測を行ない、ブレークポイント設定時、ス
テツプ数と各ステツプの***作制御棒と、目標値
とを決定してもよい。又ブレークポイントは、以
上の説明では原子炉圧力としたが、必ずしもその
必要はなく、運転状態で中性子モニタレベル、発
電機出力、原子炉水温度、等を用いるようにして
もよい。すなわち、各運転状態に対応して中性子
モニタレベルから原子炉圧力へ切替え等、運転状
態で異なるようにしてもよい。この場合は運転状
態を判定し、それに対応してブレークポイントの
プロセス量を決定するようにする。又、ブレーク
ポイントの所要時間は、運転員からの設定とした
が、ブレークポイントに対応させ、予め設定され
ていても良いし、ブレークポイント間の最短時間
を算出して、算出時間のインターバルで制御棒の
操作を行なつてもよい。 In the above explanation, the number of steps to the target breakpoint was determined in advance, but the output from the current breakpoint to the next breakpoint is predicted, and when setting the breakpoint, the number of steps and the operated control of each step are calculated. A bar and a target value may be determined. In the above explanation, the breakpoint is the reactor pressure, but it is not necessarily necessary, and the neutron monitor level, generator output, reactor water temperature, etc. in the operating state may be used as the breakpoint. That is, it may be different depending on the operating state, such as switching from the neutron monitor level to the reactor pressure in response to each operating state. In this case, the operating state is determined and the breakpoint process amount is determined accordingly. In addition, although the time required for a breakpoint is set by the operator, it may be set in advance in correspondence with the breakpoint, or the shortest time between breakpoints can be calculated and controlled at the interval of the calculated time. You may also perform stick operations.
又、以上の説明では、各ステツプ間の最小時間
を△tminとしたが、この値は制御棒操作におい
て一定でもかまわないし、各ブレークポイント
間、或は各ステツプ間で可変であつてもかまわな
い。又、以上の説明では、制御棒駆動機構を水圧
駆動機構としたが、必ずしもその必要はなく、モ
ータ駆動によるもの等他の駆動手段を採つてもか
まわない。又、本説明ではBWR型原子力発電所
を例にとつて記述したが、PWR，FBR型原子力
発電所でもかまわない。 Also, in the above explanation, the minimum time between each step is △tmin, but this value may be constant during control rod operation, or may be variable between each breakpoint or between each step. . Further, in the above explanation, the control rod drive mechanism is a hydraulic drive mechanism, but this is not necessarily necessary, and other drive means such as one driven by a motor may be used. In addition, although this explanation uses a BWR type nuclear power plant as an example, it may be a PWR or FBR type nuclear power plant.
以上のようにして本発明によれば、運転員の負
荷を軽減し、プラント運転の性能を向上させた、
効果的な原子炉出力制御装置が提供できる。 As described above, according to the present invention, the load on operators is reduced and the performance of plant operation is improved.
An effective reactor power control device can be provided.
第１図は従来の制御棒を用いた出力制御装置の
ブロツク図、第２図は本発明の出力制御装置のブ
ロツク図である。
１……原子炉、２……制御棒、３……制御棒駆
動制御装置、４……制御棒駆動機構、５……制御
棒ケーシング制御装置。
FIG. 1 is a block diagram of a conventional output control device using control rods, and FIG. 2 is a block diagram of an output control device according to the present invention. 1... Nuclear reactor, 2... Control rod, 3... Control rod drive control device, 4... Control rod drive mechanism, 5... Control rod casing control device.
Claims (1)
制御棒情報とその操作すべき制御棒の引抜挿入を
特定する操作情報とを入力し、制御棒駆動制御信
号を出力するための制御棒駆動制御装置と、前記
制御棒駆動制御信号を入力し制御棒を駆動するた
めの制御棒駆動機構とを備えた原子炉出力制御装
置において、 原子炉出力に影響を与えるプロセス量のある値
ごとに複数のブレークポイントを予め定めてお
き、 前記ブレークポイントにおける値が設定される
と、前記プロセス量の値をその設定されたブレー
クポイントの値とするまでの制御棒の操作ステツ
プ数を求め、 その各々の操作ステツプごとに予め定められた
操作すべき制御棒とその制御棒の目標位置とを求
め、 前記プロセス量の値がブレークポイントの値に
なるまで順次各々の操作ステツプでの操作すべき
制御棒の制御棒情報と、その操作情報とを前記制
御棒駆動制御装置に出力する制御棒シーケンス制
御装置を備えたことを特徴とする原子炉出力制御
装置。[Claims] 1. Control rod information that specifies the control rod to be operated in a nuclear power plant and operation information that specifies the withdrawal/insertion of the control rod to be operated are input, and a control rod drive control signal is output. A nuclear reactor power control device comprising a control rod drive control device for controlling a nuclear reactor, and a control rod drive mechanism for inputting the control rod drive control signal and driving the control rods. A plurality of breakpoints are set in advance for each value, and when the value at the breakpoint is set, the number of operation steps of the control rod is calculated until the value of the process amount becomes the value of the set breakpoint. Find the control rod to be operated and the target position of the control rod determined in advance for each operation step, and perform operations at each operation step in sequence until the value of the process amount reaches the breakpoint value. A nuclear reactor power control device comprising: a control rod sequence control device that outputs control rod information about control rods to be controlled and operation information thereof to the control rod drive control device.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP14712879A JPS5670492A (en) | 1979-11-15 | 1979-11-15 | Nuclear reactor power control device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP14712879A JPS5670492A (en) | 1979-11-15 | 1979-11-15 | Nuclear reactor power control device |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5670492A JPS5670492A (en) | 1981-06-12 |
| JPS6262313B2 true JPS6262313B2 (en) | 1987-12-25 |
Family
ID=15423180
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP14712879A Granted JPS5670492A (en) | 1979-11-15 | 1979-11-15 | Nuclear reactor power control device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5670492A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN105867339A (en) * | 2016-05-26 | 2016-08-17 | 中国能源建设集团广东省电力设计研究院有限公司 | Subunit-level sequence control logic module for nuclear power plant and application method of subunit-level sequence control logic module |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6275292A (en) * | 1985-09-30 | 1987-04-07 | 株式会社東芝 | Output controller for nuclear reactor |
-
1979
- 1979-11-15 JP JP14712879A patent/JPS5670492A/en active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN105867339A (en) * | 2016-05-26 | 2016-08-17 | 中国能源建设集团广东省电力设计研究院有限公司 | Subunit-level sequence control logic module for nuclear power plant and application method of subunit-level sequence control logic module |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5670492A (en) | 1981-06-12 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0414256B1 (en) | Automation system for nuclear power plants | |
| JPS6262313B2 (en) | ||
| JP3172653B2 (en) | Control rod operating method and control rod operating device | |
| JPS6275292A (en) | Output controller for nuclear reactor | |
| JP3275163B2 (en) | Control rod control device and control rod operation method | |
| JPS58124987A (en) | Control rod operation guide device for atomic power plant | |
| JP3501791B2 (en) | Control rod control device | |
| JPH0381693A (en) | Control method for nuclear reactor control rod | |
| JP3791519B2 (en) | Control rod control device | |
| JPH02124495A (en) | Control-rod operating system in atomic reactor | |
| JP2553152B2 (en) | Reactor control rod automatic control method | |
| JPH11142588A (en) | Reactor automatic start device | |
| JP3542260B2 (en) | Control rod control device | |
| JP4369772B2 (en) | Reactor power control method and apparatus | |
| JPH05323088A (en) | Reactor control rod inspection device | |
| JPS6262312B2 (en) | ||
| JPH11153694A (en) | Control method for control rod and automatic controller for control rod | |
| JPH06214077A (en) | Control device control rod of nuclear reactor | |
| JPH10293195A (en) | Automatic power controller | |
| JPS6027393B2 (en) | Nuclear reactor power control device | |
| JPS6081601A (en) | Testing device | |
| JPH10253793A (en) | Reactor control rod operating device | |
| JPS61230092A (en) | Monitor device for operation of control rod | |
| JPS6432191A (en) | Operating system for control rod | |
| JPS63286793A (en) | Manipulating system for control rod |