JPH0566557B2 - - Google Patents
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- JPH0566557B2 JPH0566557B2 JP59268335A JP26833584A JPH0566557B2 JP H0566557 B2 JPH0566557 B2 JP H0566557B2 JP 59268335 A JP59268335 A JP 59268335A JP 26833584 A JP26833584 A JP 26833584A JP H0566557 B2 JPH0566557 B2 JP H0566557B2
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Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子炉圧力容器内の水位(原子炉水
位)を一定に制御することを目的とする沸騰水型
原子力発電プラント(以下、BWRプラントと略
称)の給水制御装置に関するものである。Detailed Description of the Invention [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a boiling water nuclear power plant (hereinafter referred to as a BWR plant) whose purpose is to control the water level in a nuclear reactor pressure vessel (reactor water level) to a constant level. (abbreviated as ) water supply control device.
従来、BWRプラントの給水制御系では、給水
流量を制御する方法として、原子炉水位信号を入
力として用いる単要素制御と、原子炉水位信号の
他に、給水流量及び主蒸気流量の測定信号を入力
として用いる3要素制御があり、通常の出力運転
状態では後者が用いられている。
Conventionally, in the feed water control system of a BWR plant, the methods for controlling the feed water flow rate include single-element control that uses the reactor water level signal as an input, and inputs measurement signals of the feed water flow rate and main steam flow rate in addition to the reactor water level signal. There is a three-element control system that is used as a control, and the latter is used in normal output operating conditions.
この3要素制御による方法によれば、比較的ゆ
るやかな過渡変化発生時には、十分に原子炉水位
を目標値に制御することができる。しかしながら
異常発生時など、原子炉圧力、再循環流量、原子
炉出力が急変する場合には、必ずしも原子炉水位
を安定に制御できないことがある。 According to this three-element control method, the reactor water level can be sufficiently controlled to the target value when a relatively gradual transient change occurs. However, when reactor pressure, recirculation flow rate, and reactor output suddenly change, such as when an abnormality occurs, it may not always be possible to stably control the reactor water level.
この点を改良するために、給水制御系の速応性
を向上したものとして、次のようなものがある。
つまり、上記3要素に加えて、再循環ポンプ流量
の測定値を入力とするもの(特開昭55−109998)、
原子炉圧力の測定値を入力とするもの(特開昭55
−109999)などである。これらの先行技術によれ
ば、原子炉圧力、再循環流量が急変した場合の水
位制御特性は向上する。しかし、運転中に発生す
る可能性のある制御棒誤挿入、あるいは、プラン
ト・インターロツクによる選択制御棒挿入などが
発生した場合の水位制御特性を向上することはで
きない。これは、制御棒挿入時には、再循環ポン
プ流量は変化せず、一方、原子炉圧力は圧力制御
系により制御されているために、制御棒挿入の効
果が原子炉圧力に直接には現われないことによ
る。 In order to improve this point, there are the following systems that improve the quick response of the water supply control system.
In other words, in addition to the above three elements, the measured value of the recirculation pump flow rate is input (Japanese Patent Application Laid-open No. 55-109998),
One that takes the measured value of the reactor pressure as input (Japanese Patent Application Laid-Open No. 1983-1999)
-109999) etc. According to these prior art techniques, water level control characteristics are improved when reactor pressure and recirculation flow rate suddenly change. However, it is not possible to improve water level control characteristics in the event of erroneous control rod insertion or selective control rod insertion due to plant interlock, which may occur during operation. This is because the recirculation pump flow rate does not change when the control rods are inserted, and the reactor pressure is controlled by the pressure control system, so the effect of control rod insertion does not directly appear on the reactor pressure. by.
したがつて、これら従来技術では、制御棒急速
挿入時の水位変動が大きいため、水位低によるス
クラム、あるいは、水位高によるタービン・トリ
ツプ、スクラムなどが発生する可能性がある。こ
のため、プラントに不用意に大きな外乱が加わ
り、機器の健全性に悪影響を与えると共に、スク
ラム発生によりプラント稼働率が低下する恐れが
ある。 Therefore, in these conventional techniques, since the water level fluctuates greatly during rapid control rod insertion, there is a possibility that a scram due to a low water level or a turbine trip or scram due to a high water level may occur. For this reason, a large disturbance is inadvertently applied to the plant, which may adversely affect the health of the equipment and may reduce the plant operating rate due to the occurrence of scram.
したがつて、本発明の目的は、上記した従来技
術の欠点をなくし、制御棒急組挿入時の給水制御
特性を改善することにより、BWRプラントに発
生する異常外乱の拡大を防止すると共に、上記プ
ラントの稼動率を向上しようとするものである。
Therefore, an object of the present invention is to eliminate the above-mentioned drawbacks of the prior art and improve the water supply control characteristics during sudden insertion of control rods, thereby preventing the spread of abnormal disturbances occurring in a BWR plant, and The aim is to improve plant operation rates.
上記の目的を達成するために本発明は、沸騰水
型原子炉の圧力容器内の水位である原子炉水位を
目標値に定値制御する給水制御系で、該原子炉水
位の測定値に基づいて該圧力容器内への給水流量
を制御する単要素制御と、該原子炉水位、給水流
量、及び主蒸気流量の測定値に基づいて制御する
三要素制御とを自動的に切り換える原子炉給水制
御装置において、前記給水流量が主蒸気流量を超
え、かつ前記原子炉水位が基準水位以下となり、
かつ該原子炉水位が低下している場合は前記単要
素制御となり、その他の場合は前記三要素制御で
あることを特徴とするものである。
In order to achieve the above object, the present invention provides a water supply control system that controls the reactor water level, which is the water level in the pressure vessel of a boiling water reactor, to a fixed value to a target value, based on the measured value of the reactor water level. A reactor feed water control device that automatically switches between single-element control that controls the flow rate of water feed into the pressure vessel and three-element control that controls based on measured values of the reactor water level, feed water flow rate, and main steam flow rate. , the feed water flow rate exceeds the main steam flow rate, and the reactor water level is below a reference water level,
When the reactor water level is decreasing, the single-element control is performed, and in other cases, the three-element control is performed.
以下、本発明を実施例によつて詳細に説明す
る。第1図は、実施例になる給水制御装置の構成
を示すブロツク線図である。図のように、BWR
プラントでは、圧力容器1内の炉心部2で発生し
た蒸気は、主蒸気管3を介してタービン4に導か
れる。タービン4を通つた蒸気は、復水器5で凝
縮した後、復水ポンプ6、及び給水ポンプ7,8
により昇圧され、給水管9を介して再び圧力容器
1内に注水される。給水ポンプには、タービン1
0により駆動されるタービン駆動給水ポンプ7、
及びモータにより駆動されるモータ駆動給水ポン
プ8がある。これら給水ポンプの流量は、給水制
御装置11からの信号により、タービン10に導
かれる蒸気量を増減する加減弁12、あるいは、
モータ駆動給水ポンプ8の吐出側に設けられた給
水調整弁13の弁開度を調整することにより制御
される。本実施例になる給水制御装置11は、主
蒸気流量WMSを測定する流量計141、給水流量
WFWを測定する流量計142、及び原子炉水位を
測定する水位計15からの信号を入力として用い
る。
Hereinafter, the present invention will be explained in detail with reference to Examples. FIG. 1 is a block diagram showing the configuration of a water supply control device according to an embodiment. As shown, BWR
In the plant, steam generated in a reactor core 2 within a pressure vessel 1 is guided to a turbine 4 via a main steam pipe 3. The steam passing through the turbine 4 is condensed in a condenser 5, and then sent to a condensate pump 6 and feed water pumps 7 and 8.
The pressure is increased, and water is again injected into the pressure vessel 1 via the water supply pipe 9. The water pump has turbine 1
a turbine-driven water pump 7 driven by 0;
and a motor-driven water supply pump 8 driven by a motor. The flow rate of these water supply pumps is determined by a control valve 12 that increases or decreases the amount of steam guided to the turbine 10 based on a signal from a water supply control device 11, or
It is controlled by adjusting the valve opening degree of the water supply adjustment valve 13 provided on the discharge side of the motor-driven water supply pump 8. The feed water control device 11 of this embodiment includes a flow meter 141 that measures the main steam flow rate WMS , a feed water flow rate
Signals from the flow meter 142 that measures W FW and the water level meter 15 that measures the reactor water level are used as inputs.
図のように、本実施例の装置では、給水流量
WFW、及び主蒸気流量WMSの測定信号が加算器1
61に導びかれ、それらの差が計算される。その
信号が演算器17により水位等価信号に変換され
た後、スイツチ18に導びかれる。このスイツチ
18は、給水流量、主蒸気流量のミスマツチ
(WFW−WMS)、及び水位信号Lを用いてON/
OFFされる。スイツチがONの場合には、上記水
位等価信号が加算器162に導びかれ、水位信号
と加え合わされた後に加算器163に入力され
る。一方、スイツチ18がOFFの場合には、水
位信号のみが加算器163に入力される。 As shown in the figure, in the device of this example, the water supply flow rate is
The measurement signals of W FW and main steam flow rate W MS are sent to adder 1.
61 and their difference is calculated. After the signal is converted into a water level equivalent signal by the calculator 17, it is led to the switch 18. This switch 18 is turned ON/OFF using the mismatch between the feed water flow rate and the main steam flow rate (W FW - W MS ) and the water level signal L.
It will be turned off. When the switch is ON, the water level equivalent signal is led to the adder 162, added to the water level signal, and then input to the adder 163. On the other hand, when the switch 18 is OFF, only the water level signal is input to the adder 163.
加算器163では、この入力信号と、水位設定
器19からの水位目標値との差がとられ、その偏
差信号が比例積分器20に入力される。比例積分
器20は、加減弁12あるいは給水調整弁13の
操作器に、給水操作量を出力する。 The adder 163 calculates the difference between this input signal and the water level target value from the water level setter 19, and the difference signal is input to the proportional integrator 20. The proportional integrator 20 outputs the water supply operation amount to the control valve 12 or the water supply adjustment valve 13 .
第2図は、スイツチ18の機能を示す回路図で
ある。図において、211,212,213は比
較器であり、入力信号が基準信号端子に設定され
ている値よりも大きいときに“1”信号を、小さ
い時には“0”信号を出力する。221,22
2,223はNOTゲートである。24はANDゲ
ート、25はORゲート、23は微分回路であ
る。 FIG. 2 is a circuit diagram showing the functions of switch 18. In the figure, 211, 212, and 213 are comparators that output a "1" signal when the input signal is larger than the value set at the reference signal terminal, and output a "0" signal when it is smaller. 221, 22
2,223 is a NOT gate. 24 is an AND gate, 25 is an OR gate, and 23 is a differential circuit.
スイツチ18には、上記した如く、給水・主蒸
気のミスマツチ信号(WFW−WMS)、及び水位信
号が入力され、これらについて、以下の条件か成
立した場合にOFF状態となる。 As described above, the switch 18 receives the feed water/main steam mismatch signal (W FW - W MS ) and the water level signal, and turns OFF when the following conditions are met.
WFW−WMS>0 ……(1)
LLSet ……(2)
dL/dt0 ……(3)
ここで、LSetはあらかじめ原子炉過渡解析プロ
グラムによる解析等で決定された基準水位であ
る。(1),(2),(3)から、このスイツチは、給水・主
蒸気流量のミスマツチが正であり、原子炉水位が
基準水位以下であり、かつ、原子炉水位の時間微
分値が零以下の場合にのみOFFとなることがわ
かる。一方、(1),(2),(3)の条件のいずれか1つが
成り立たない場合には、スイツチはONとなる。 W FW −W MS >0 ……(1) LL Set ……(2) dL/dt0 ……(3) Here, L Set is the reference water level determined in advance by analysis using the reactor transient analysis program, etc. . From (1), (2), and (3), this switch means that the mismatch between the feed water and main steam flow rates is positive, the reactor water level is below the reference water level, and the time differential value of the reactor water level is zero. It can be seen that it is turned off only in the following cases. On the other hand, if any one of conditions (1), (2), and (3) does not hold, the switch is turned ON.
第3図は、本実施例になる装置の効果を示す線
図であり、従来の3要素制御装置、及び本実施例
の装置を用いた場合の制御棒急速挿入時のプラン
ト応答を示している。制御棒が挿入されると、原
子炉出力が低下するために、主蒸気流量WMSが急
減する。そのため、給水・主蒸気流量のミスマツ
チ(WFW−WMS)が正の値となる。このため、3
要素制御装置では、このミスマツチによる水位等
価信号が正となり(これは給水流量を減少させる
方向に作用)、原子炉水位低下にもかかわらず、
一時的に給水流量の減少要求信号が出力されるこ
とになる。そのため、原子炉水位は図のごとく大
きく低下する。 FIG. 3 is a diagram showing the effects of the device according to this embodiment, and shows the plant response during rapid insertion of control rods when using the conventional three-element control device and the device according to this embodiment. . When the control rods are inserted, the main steam flow rate W MS sharply decreases because the reactor power decreases. Therefore, the mismatch between the feed water and main steam flow rates (W FW - W MS ) becomes a positive value. For this reason, 3
In the element control device, the water level equivalent signal due to this mismatch becomes positive (this acts in the direction of decreasing the water supply flow rate), and despite the decrease in the reactor water level,
A water supply flow rate reduction request signal is temporarily output. As a result, the reactor water level drops significantly as shown in the figure.
一方、本実施例になる装置では、給水・主蒸気
ミスマツチ(WFW−WMS)が正になり、原子炉水
位が基準水位LSetよりも下に低下するため、水位
が低下している間(つまり水位の時間微分値が零
以下の間)は、原子炉水位信号のみを制御入力と
する単要素制御となる。そのため、給水・主蒸気
流量ミスマツチ(WFW−WMS)が正のために、正
となる水位等価信号(給水流量を減少させる方向
に作用)が、比例積分器に入力されなくなる。こ
れにより、原子炉水位低下時に給水流量増加要求
が出力され、原子炉水位低下幅は図のごとく少な
くなる。したがつて、水位低によるスクラム等を
回避できる可能性が増す。 On the other hand, in the device of this example, the feed water/main steam mismatch (W FW - W MS ) becomes positive and the reactor water level falls below the reference water level L Set , so while the water level is falling, (That is, while the time differential value of the water level is less than or equal to zero), single-element control is performed using only the reactor water level signal as the control input. Therefore, since the feed water/main steam flow rate mismatch (W FW −W MS ) is positive, a positive water level equivalent signal (acting in the direction of decreasing the feed water flow rate) is no longer input to the proportional integrator. As a result, a request to increase the water supply flow rate is output when the reactor water level decreases, and the width of the decrease in the reactor water level becomes smaller as shown in the figure. Therefore, there is an increased possibility of avoiding scrams caused by low water levels.
なお、本実施例になる装置は、プロセス計算機
を用いた計算機制御方式によつても、容易に実現
することが可能である。 Note that the apparatus according to this embodiment can also be easily realized by a computer control method using a process computer.
第4図は、第2の実施例になる装置で使用され
る3要素制御及び単要素制御の切り換えスイツチ
の機能を示す回路図である。ここで、本装置の構
成は、第1の実施例になる装置の構成と全く同様
である。 FIG. 4 is a circuit diagram showing the functions of a switch for switching between three-element control and single-element control used in the device according to the second embodiment. Here, the configuration of this device is exactly the same as that of the device according to the first embodiment.
図において、214,215は比較器、22
4,225はNOTゲート、241,242は
ANDゲート、251はORゲートである。図の如
く、このスイツチでは、給水・主蒸気流量ミスマ
ツチ(WFW−WMS)が正であり、かつ、水位Lが
あらかじめ解析等により定めた値L′Set以下であ
り、かつ、制御棒の急速挿入に関わる信号(スク
ラム信号あるいは選択制御棒挿入信号)が“1”
となつている場合に限り、スイツチが“OFF”
状態となる。この装置によれば、制御棒の急速挿
入時に、給水・主蒸気流量ミスマツチ正のために
生じる正の水位等価信号(これは給水流量を減少
される方向に作用する)を、比例積分器に入力し
ないことが可能となる。これにより、スクラム時
あるいは選択制御棒挿入時に第1の実施例になる
装置と同様の効果が得られる。 In the figure, 214 and 215 are comparators, 22
4,225 is NOT gate, 241,242 is
AND gate, 251 is OR gate. As shown in the figure, in this switch, the feed water/main steam flow rate mismatch (W FW - W MS ) is positive, the water level L is below the value L' Set determined in advance by analysis, and the control rod The signal related to rapid insertion (scram signal or selective control rod insertion signal) is “1”
The switch is turned “OFF” only when
state. According to this device, when a control rod is rapidly inserted, a positive water level equivalent signal (which acts in the direction of reducing the feedwater flow rate) that is generated due to a mismatch between the feedwater and main steam flow rates is input to the proportional integrator. It becomes possible not to do so. As a result, the same effect as the device of the first embodiment can be obtained at the time of scram or selective control rod insertion.
以上説明したごとく本発明によれば、BWRプ
ラントにおいて、制御棒の急速挿入が発生した場
合の水位制御特性が向上する。これにより、プラ
ントの構成機器の健全性に与える悪影響を防止す
ると共に、水位変動によるスクラム発生等を回避
することにより、プラント稼動率の向上を計れ
る。したがつて、このような給水制御装置を使用
することによる安全性、経済性の改善の効果は大
きい。
As described above, according to the present invention, water level control characteristics are improved when rapid insertion of control rods occurs in a BWR plant. As a result, it is possible to improve the plant operation rate by preventing an adverse effect on the health of the plant's component equipment and avoiding scrams caused by water level fluctuations. Therefore, the use of such a water supply control device has a significant effect on improving safety and economy.
第1図は本発明の実施例になる装置の構成を示
すブロツク図、第2図は実施例になる装置に含ま
れるスイツチの機能を示す回路図、第3図は実施
例になる装置の効果を示す線図、第4図は第2の
実施例になる装置で使用されるスイツチの機能を
示す回路図である。
1……圧力容器、2……炉心、3……主蒸気
管、4……タービン、5……復水器、6……復水
ポンプ、7……タービン駆動給水ポンプ、8……
モータ駆動給水ポンプ、9……給水管、10……
タービン、11……給水制御装置、12……加減
弁、13……給水調整弁、141,142……流
量計、15……水位計、161,162,163
……加算器、17……演算器、18……スイツ
チ、19……水位設定器、20……比例積分器、
211,212,213,214,215……比
較器、221,222,223,224,225
……NOTゲート、23……微分回路、24,2
41,242……ANDゲート、25,251…
…ORゲート。
Fig. 1 is a block diagram showing the configuration of a device that is an embodiment of the present invention, Fig. 2 is a circuit diagram showing the functions of a switch included in the device that is an embodiment, and Fig. 3 is an effect of the device that is an embodiment of the invention. FIG. 4 is a circuit diagram showing the functions of the switch used in the device according to the second embodiment. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1...Pressure vessel, 2...Reactor core, 3...Main steam pipe, 4...Turbine, 5...Condenser, 6...Condensate pump, 7...Turbine-driven water supply pump, 8...
Motor-driven water supply pump, 9... Water supply pipe, 10...
Turbine, 11... Water supply control device, 12... Adjustment valve, 13... Water supply adjustment valve, 141, 142... Flow meter, 15... Water level gauge, 161, 162, 163
... Adder, 17 ... Arithmetic unit, 18 ... Switch, 19 ... Water level setter, 20 ... Proportional integrator,
211, 212, 213, 214, 215... Comparator, 221, 222, 223, 224, 225
...NOT gate, 23... Differential circuit, 24,2
41,242...AND gate, 25,251...
...OR gate.
Claims (1)
子炉水位を目標値に定値制御する給水制御系で、
該原子炉水位の測定値に基づいて該圧力容器内へ
の給水流量を制御する単要素制御と、該原子炉水
位、給水流量、及び主蒸気流量の測定値に基づい
て制御する三要素制御とを自動的に切り換える原
子炉給水制御装置において、 前記給水流量が主蒸気流量を超え、かつ前記原
子炉水位が基準水位以下となり、かつ該原子炉水
位が低下している場合は前記単要素制御となり、
その他の場合は前記三要素制御であることを特徴
とする原子炉給水制御装置。[Claims] 1. A water supply control system that controls the reactor water level, which is the water level in the pressure vessel of a boiling water reactor, to a target value at a fixed value,
A single-element control that controls the flow rate of water supply into the pressure vessel based on the measured value of the reactor water level, and a three-element control that controls the flow rate of the water supply into the pressure vessel based on the measured values of the reactor water level, the feed water flow rate, and the main steam flow rate. In a reactor feed water control device that automatically switches the flow rate, if the feed water flow rate exceeds the main steam flow rate, the reactor water level is below a reference water level, and the reactor water level is decreasing, the single element control is performed. ,
In other cases, the reactor water supply control device is characterized by the three-element control.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59268335A JPS61147197A (en) | 1984-12-21 | 1984-12-21 | Reactor water supply control system |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59268335A JPS61147197A (en) | 1984-12-21 | 1984-12-21 | Reactor water supply control system |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS61147197A JPS61147197A (en) | 1986-07-04 |
JPH0566557B2 true JPH0566557B2 (en) | 1993-09-22 |
Family
ID=17457112
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59268335A Granted JPS61147197A (en) | 1984-12-21 | 1984-12-21 | Reactor water supply control system |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS61147197A (en) |
-
1984
- 1984-12-21 JP JP59268335A patent/JPS61147197A/en active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
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JPS61147197A (en) | 1986-07-04 |
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