JPH0518397B2 - - Google Patents
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- JPH0518397B2 JPH0518397B2 JP60202573A JP20257385A JPH0518397B2 JP H0518397 B2 JPH0518397 B2 JP H0518397B2 JP 60202573 A JP60202573 A JP 60202573A JP 20257385 A JP20257385 A JP 20257385A JP H0518397 B2 JPH0518397 B2 JP H0518397B2
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子炉出力制御装置に係り、特に、
反応度制御装置として、制御棒位置を制御する制
御棒制御装置と重水中のほう酸濃度を制御するほ
う酸濃度制御装置とを備えた重水減速軽水沸騰型
原子炉の出力を制御する原子炉出力制御装置に関
する。[Detailed Description of the Invention] [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a nuclear reactor power control device, and in particular,
A reactor power control device that controls the output of a heavy water-moderated light water boiling reactor, which is equipped as a reactivity control device with a control rod control device that controls control rod positions and a boric acid concentration control device that controls boric acid concentration in heavy water. Regarding.
重水減速軽水沸騰型原子炉の出力制御は、炉心
内制御棒位置の調整と重水中のほう酸濃度の調整
とを組合せた反応度制御によりなされている。制
御棒は、原子炉出力を所定出力に維持し、出力分
布を調整するために、適切な位置に調節される。
また、ほう酸濃度は、出力制御と日負荷調整運転
と長時間の燃焼に伴なう反応度補償とのために、
所定の値に調整される。
Output control of a heavy water-moderated light water boiling reactor is performed by reactivity control that combines adjustment of the control rod position in the core and adjustment of the boric acid concentration in heavy water. The control rods are adjusted to the appropriate position to maintain the reactor power at a predetermined power and adjust the power distribution.
In addition, the boric acid concentration is determined for output control, daily load adjustment operation, and reactivity compensation due to long-term combustion.
Adjusted to a predetermined value.
原子炉出力制御系の構成を第３図に示す。図に
おいて、１は出力調整用制御棒、２は中央制御
盤、３は原子炉、４は中性子束検出器、５は制御
棒駆動装置、６は制御棒制御装置、７はほう酸濃
度検出器、８はほう酸濃度制御装置、９はほう酸
濃度制御系である。 Figure 3 shows the configuration of the reactor power control system. In the figure, 1 is a control rod for output adjustment, 2 is a central control panel, 3 is a nuclear reactor, 4 is a neutron flux detector, 5 is a control rod drive device, 6 is a control rod control device, 7 is a boric acid concentration detector, 8 is a boric acid concentration control device, and 9 is a boric acid concentration control system.
本制御系において原子炉出力は下記のように制
御される。 In this control system, the reactor output is controlled as follows.
原子炉３には、出力調整用制御棒１があり、こ
の制御棒の位置は、制御棒制御装置６からの駆動
信号に基づき、制御棒駆動装置５によつて調節さ
れる。原子炉出力は、中央制御盤２で運転員が設
定した出力設定信号により、実際の原子炉出力信
号との偏差がなくなるまで、前記出力調整用制御
棒１を駆動して制御される。なお、実際の原子炉
出力は、原子炉３の内に設けた中性子束検出器４
で検出される。その検出信号が制御棒制御装置６
のフイードバツク信号となる。 The nuclear reactor 3 includes a power adjustment control rod 1, and the position of this control rod is adjusted by a control rod drive device 5 based on a drive signal from a control rod control device 6. The reactor output is controlled by driving the output adjustment control rod 1 according to an output setting signal set by an operator on the central control panel 2 until there is no deviation from the actual reactor output signal. Note that the actual reactor output is determined by the neutron flux detector 4 installed inside the reactor 3.
Detected in The detection signal is the control rod controller 6
It becomes a feedback signal.
このような制御系において、もし、実際の原子
炉出力が、出力設定信号より高い場合には、負の
反応度を投入するため、出力調整用制御棒を挿入
方向に駆動し、実際の原子炉出力が、出力設定信
号と同じになるまで制御を継続する。 In such a control system, if the actual reactor output is higher than the output setting signal, the output adjustment control rod is driven in the insertion direction to inject negative reactivity, and the actual reactor output is Control continues until the output becomes the same as the output setting signal.
なお、実際には複数の中性子束検出器があり、
原子炉の平均出力を検出するようになつている。
また、同様に複数の出力調整用制御棒が原子炉内
に均等に設置されており、制御に必要な反応度を
確保するとともに、それらを同時に動かし、中性
子束分布がゆがまないようにしている。 In fact, there are multiple neutron flux detectors,
It is designed to detect the average power output of a nuclear reactor.
Similarly, multiple power adjustment control rods are installed evenly within the reactor to ensure the reactivity necessary for control and to move them simultaneously to prevent neutron flux distribution from being distorted.
前述とは逆に、実際の原子炉出力が出力設定信
号より低い場合には、正の反応度を投入するた
め、出力調整用制御棒を引抜方向に駆動させる。 Contrary to the above, when the actual reactor output is lower than the output setting signal, the output adjustment control rod is driven in the withdrawal direction in order to inject positive reactivity.
一方、ほう酸濃度制御装置８は、ほう酸濃度制
御系９を用いて、重水中のほう酸濃度が所定の濃
度となるよう制御している。重水中のほう酸を除
去すると、ほう酸濃度が小さくなり、正の反応度
が印加され、原子炉の出力は増加する。一方、ほ
う酸を注入すると、ほう酸濃度が大きくなり、負
の反応度が印加され、原子炉の出力は減少する。
大幅な負荷変更を実施する場合、例えば、日負荷
調整を実施する場合などは、この性質を利用し、
第３図に図示していないが、プロセス計算機から
の指令で、ほう酸を除去したり注入したりしてほ
う酸濃度を変え、原子炉の出力を制御している。 On the other hand, the boric acid concentration control device 8 uses a boric acid concentration control system 9 to control the boric acid concentration in heavy water to a predetermined concentration. Removing boric acid from heavy water reduces the boric acid concentration, applies positive reactivity, and increases the reactor power. On the other hand, when boric acid is injected, the boric acid concentration increases, negative reactivity is applied, and the output of the reactor decreases.
When implementing large load changes, for example, when implementing daily load adjustments, use this property to
Although not shown in FIG. 3, the output of the reactor is controlled by changing the boric acid concentration by removing or injecting boric acid based on commands from a process computer.
通常の出力一定運転では、前述の制御棒制御装
置６により、出力設定信号に応じて出力調整用制
御棒を所定位置に制御するとともに、ほう酸濃度
制御装置８により、ほう酸濃度が所定値になるよ
うに制御している。しかしながら、このような状
態においても、実際の原子炉では、ゆつくりでは
あるが、反応度が変化するので、出力調整用制御
棒１が、ゆつくりと抜けたり、挿入されたりす
る。この制御棒の動作を補償するために、制御棒
制御装置６からほう酸濃度制御装置８へ、ほう酸
除去・注入速度補正信号を出力している。 In normal constant output operation, the aforementioned control rod control device 6 controls the output adjustment control rods to a predetermined position according to the output setting signal, and the boric acid concentration control device 8 controls the boric acid concentration to a predetermined value. is controlled. However, even in such a state, in an actual nuclear reactor, the reactivity changes, albeit slowly, so the output adjustment control rod 1 is slowly removed or inserted. In order to compensate for the operation of the control rods, a boric acid removal/injection rate correction signal is output from the control rod control device 6 to the boric acid concentration control device 8.
この信号は次のような機能をもつている。制御
棒制御装置６からほう酸濃度制御装置８を介して
ほう酸濃度制御装置９へ出力されるほう酸除去・
注入速度補正信号は、出力運転時の長時間燃焼に
伴う反応度補償やほう酸濃度変化により、原子炉
出力に比例する中性子束が減少又は増加し、出力
調整用制御棒１が引き抜き又は挿入制限位置に達
したら、制御棒を基準位置に戻すため自動的に出
力される。そのときの制御棒位置、ほう酸濃度、
中性子束の関係を第４図に示す。このように、制
御棒をある範囲内で駆動させ原子炉出力を調整で
きる。 This signal has the following functions. Boric acid removal and output from the control rod control device 6 to the boric acid concentration control device 9 via the boric acid concentration control device 8
The injection rate correction signal indicates that the neutron flux proportional to reactor power decreases or increases due to reactivity compensation and changes in boric acid concentration due to long-term combustion during power operation, and the power adjustment control rod 1 is at the withdrawal or insertion limit position. When the control rod is reached, it will be automatically output to return the control rod to its reference position. At that time, the control rod position, boric acid concentration,
Figure 4 shows the relationship between neutron fluxes. In this way, the reactor output can be adjusted by driving the control rods within a certain range.
しかし、このほう酸除去・注入速度補正信号
は、過渡的な反応度外乱の印加や制御棒駆動装置
の故障により制御棒が異常な速度で引抜きまたは
挿入され、上限または下限位置に達した場合でも
出力される。その結果、第５図に示すように、出
力調整用制御棒が上限又は下限位置に達して、ほ
う酸除去又は注入速度補正信号が出力され、ほう
酸が除去又は注入されているにも拘らず、制御棒
が予定通り挿入されまたは引抜かれなくて基準位
置に戻らない場合でも、ほう酸は除去又は注入さ
れ続ける。これは、中性子束すなわち原子炉出力
の異常な上昇又は下降を引き起こす。 However, this boric acid removal/injection rate correction signal is output even if the control rod is withdrawn or inserted at an abnormal speed due to the application of a transient reactivity disturbance or a failure of the control rod drive device and reaches the upper or lower limit position. be done. As a result, as shown in Fig. 5, the output adjustment control rod reaches the upper limit or lower limit position, and a boric acid removal or injection rate correction signal is output, and even though boric acid is being removed or injected, the control rod is not controlled. Even if the rod is not inserted or withdrawn as planned and does not return to its home position, boric acid continues to be removed or injected. This causes an abnormal rise or fall in the neutron flux and hence the reactor power.
原子炉出力の異常な上昇より中性子束が定格の
110％に到達した場合には、制御棒停止装置
（RSM：Rod Stop Monitor）が作動して、制御
棒引抜きが停止するとともに、ほう酸除去許可信
号がリセツトされる。更に出力が上昇した場合に
は、安全停止制御棒を炉心内に急速挿入して原子
炉を停止させるようになつている。したがつて、
安全上問題となることはないが、制御系が原子炉
出力の異常な上昇又は下降を助長するように動作
することは、好ましくない。 Due to an abnormal increase in reactor power, the neutron flux may exceed the rated value.
When it reaches 110%, the control rod stop monitor (RSM) is activated to stop control rod withdrawal and reset the boric acid removal permission signal. If the power increases further, safety shutdown control rods are rapidly inserted into the reactor core to shut down the reactor. Therefore,
Although this poses no safety problem, it is undesirable for the control system to operate in a manner that promotes an abnormal increase or decrease in the reactor output.
更に、第６図に示すように、出力調整用制御棒
が一旦上限位置あるいは下限位置に達し、ほう酸
除去あるいは注入速度補正信号が出力されても、
その後、制御装置の故障等により制御棒が基準位
置に戻らないような場合が考えられ、前述の例と
同様に好ましくない状態といえる。 Furthermore, as shown in Fig. 6, even if the output adjustment control rod once reaches the upper limit position or the lower limit position and the boric acid removal or injection rate correction signal is output,
Thereafter, there may be a case where the control rod does not return to the reference position due to a failure of the control device or the like, and this can be said to be an unfavorable situation similar to the above example.
以上、説明したように、ほう酸濃度制御装置に
対して、補正信号を出す際あるいは出している時
には、その状態が正常に期待されている状態か否
かを判断し、補正信号を出力するか否かあるいは
出力し続けるか否かを判別する必要がある。 As explained above, when or when a correction signal is output to the boric acid concentration control device, it is determined whether the condition is a normal and expected condition and whether or not the correction signal is output. It is necessary to determine whether or not to continue outputting.
本発明の目的は、出力調整用制御棒の動作を監
視し、補償動作を行うほう酸除去・注入速度補正
信号の出力を、制御棒位置に対応して正しく要求
されている時にのみ出力する原子炉出力制御装置
を提供することである。
An object of the present invention is to provide a nuclear reactor that monitors the operation of power adjustment control rods and outputs a boric acid removal/injection rate correction signal for performing compensation operations only when correctly requested in accordance with the control rod position. An object of the present invention is to provide an output control device.
本発明は、出力調整用制御棒の基準位置から、
上限または下限位置に達するまでの時間を計測
し、これらの時間が予め定められた時間より長い
時にのみ、予め定められたほう酸除去・注入補正
信号を出力するとともに、このほう酸除去・注入
補正信号を発した後は、予め定められた時間より
も長くは、この補正信号を出し続けない原子炉出
力制御装置を提案するものである。
In the present invention, from the reference position of the output adjustment control rod,
The time required to reach the upper or lower limit position is measured, and only when these times are longer than a predetermined time, a predetermined boric acid removal/injection correction signal is output, and this boric acid removal/injection correction signal is We propose a nuclear reactor power control device that does not continue to issue this correction signal for longer than a predetermined time after it has been issued.
これにより、過渡的に印加された反応度によつ
て、制御棒が、上限または下限位置に達しても、
補正信号は出力されないし、又、補正信号が発せ
られた後に所定時間を越えても、制御棒が基準位
置に戻らない場合は、異常であると判定し、その
時点で、この制御動作を中止するので、異常な出
力上昇や下降をこの制御動作で助長することがな
い。 As a result, even if the control rod reaches the upper or lower limit position due to the transiently applied reactivity,
No correction signal is output, and if the control rod does not return to the reference position even after a predetermined time has elapsed after the correction signal is issued, it is determined that there is an abnormality, and the control operation is stopped at that point. Therefore, this control operation does not encourage abnormal output increases or decreases.
重水減速軽水沸騰型原子力プラントに本発明を
適用した実施例を、第１図と第２図により説明す
る。
An embodiment in which the present invention is applied to a heavy water-moderated light water boiling type nuclear power plant will be described with reference to FIGS. 1 and 2.
本プラントの反応度制御設備は、出力調整用制
御棒位置を制御する制御棒制御装置と重水中のほ
う酸濃度を制御するほう酸濃度制御装置との２つ
の制御装置により構成され、第３図の従来例をほ
ぼそのまま使用できる。 The reactivity control equipment of this plant consists of two control devices: a control rod control device that controls the position of control rods for output adjustment and a boric acid concentration control device that controls the boric acid concentration in heavy water. You can use the example almost exactly as is.
通常の出力一定運転では出力調整用制御棒は、
原子炉出力設定に応じ、原子炉核計装系よりの原
子炉出力信号をフイードバツク信号として、一定
出力となるように制御されている。この時の制御
棒の位置は、基準位置と呼ばれるほぼ原子炉の中
央付近にある。 In normal constant output operation, the output adjustment control rod is
Depending on the reactor output setting, the reactor output signal from the reactor nuclear instrumentation system is used as a feedback signal to control the output to a constant level. The control rod position at this time is approximately near the center of the reactor, which is called the reference position.
この状態で、重水中のほう酸が除去あるいは注
入されたり燃料の燃焼が進むと、ゆつくりとした
変化ではあるが、原子炉の出力が変化する。この
出力変化を補償し、原子炉の出力を一定にするた
め、出力調整用制御棒が、引抜かれたり（出力を
増加させる）、挿入されたり（出力を減少させる）
する。やがて出力調整用制御棒の位置は、第１図
Ａに示す上限位置あるいは下限位置に達する。 In this state, if the boric acid in the heavy water is removed or injected or the fuel combustion progresses, the output of the reactor will change, albeit slowly. In order to compensate for this output change and keep the reactor output constant, output adjustment control rods are pulled out (to increase output) or inserted (to decrease output).
do. Eventually, the position of the output adjustment control rod reaches the upper limit position or lower limit position shown in FIG. 1A.
ここでは、基準位置にあつた出力調整用制御棒
がT1時間で上限位置に達したと仮定する。これ
を予め定めた時間Taと比較する。T1＞Taの場合
は、第１図Ａに示すように、当初予想された反応
度の印加による制御棒駆動であると判断し、予め
定められた量のほう酸除去信号を出力し、制御棒
を再び基準位置に戻す通常の制御動作を実行す
る。これに対し、T1＜Taの場合は、第１図Ｂに
示すように、印加された反応度が、制御棒位置に
より補償すべく予定された反応度よりも単位時間
当り過大な状態で制御棒が駆動されたと判断し、
ほう酸除去信号を出力しないようにする。 Here, it is assumed that the output adjustment control rod, which was at the reference position, reached the upper limit position at time T1 . This is compared with a predetermined time T a . In the case of T 1 > T a , as shown in Figure 1A, it is determined that the control rod is driven by applying the initially expected reactivity, outputs a predetermined amount of boric acid removal signal, and controls the control rod. Execute the normal control action to return the rod to the reference position again. On the other hand, if T 1 <T a , the applied reactivity is greater than the reactivity planned to be compensated for by the control rod position per unit time, as shown in Figure 1B. It is determined that the control rod is driven,
Do not output the boric acid removal signal.
次に、上限位置に達した制御棒を基準位置に戻
すまでの制御について説明する。この制御動作を
実行するために、まず、ほう酸除去信号を出力す
る時間Tbを予め定めておく。第１図Ａに示すよ
うに実際に制御棒が基準位置に戻るまでの時間
T2と比較し、T2＜Tbであれば、基準位置に戻る
までほう酸除去信号を出力し、これは正しい制御
動作と判定する。一方、第１図Ｂに示すように
Tb時間が経過しても、制御棒位置が基準位置に
戻らない場合には、異常な反応度が印加されてい
ると判断し、この時点で、ほう酸除去信号の出力
を停止する。この時の予め定める時間Tbは、次
のようにして求められる。 Next, the control for returning the control rod that has reached the upper limit position to the reference position will be explained. In order to execute this control operation, first, the time T b for outputting the boric acid removal signal is determined in advance. The time it takes for the control rod to actually return to its reference position as shown in Figure 1A.
When compared with T 2 , if T 2 <T b , the boric acid removal signal is output until the reference position is returned, and this is determined to be a correct control operation. On the other hand, as shown in Figure 1B,
If the control rod position does not return to the reference position even after time T b has elapsed, it is determined that abnormal reactivity is being applied, and at this point, the output of the boric acid removal signal is stopped. The predetermined time T b at this time is determined as follows.
Ｌ×ΔρCR＝ΔρB10×Tb
Ｌ：基準位置から上限位置までの距離
ΔρCR：出力調整用制御棒単位長さ当りの反
応価値
ΔρB10 ：単位ほう酸濃度の単位時間当り変
化する時の反応度価値
これより、Tb＝Ｌ×ΔρCR／ΔρB10となる。 L×Δρ CR = Δρ B10 ×T b L: Distance from reference position to upper limit position Δρ CR : Reaction value per unit length of control rod for output adjustment Δρ B10 : Reaction when unit boric acid concentration changes per unit time From this, T b = L x Δρ CR / Δρ B10 .
制御棒が基準位置から下限位置に達した場合
も、前述と同様な動作をするので、説明は省略す
るが、第１図Ｃに、その動作を示しておく。 When the control rod reaches the lower limit position from the reference position, the same operation as described above is performed, so the explanation will be omitted, but the operation is shown in FIG. 1C.
なお、本制御アルゴリズムのフローチヤートを
第２図に示す。このフローチヤートで示した制御
アルゴリズムは、第３図制御棒制御装置６の中で
実行される。実際の制御棒制御装置６は、マイク
ロプロセツサ等で構成される。 Incidentally, a flowchart of this control algorithm is shown in FIG. The control algorithm shown in this flowchart is executed in the control rod controller 6 in FIG. The actual control rod control device 6 is composed of a microprocessor and the like.
〔発明の効果〕
本発明によれば、制御棒の位置が予め定められ
た位置に達した時、制御棒を基準位置に戻すため
の制御動作が、予め予想された時にのみ許可さ
れ、ほう酸濃度を変更するので、異常な中性子束
の上昇または下降を助長することがない。従つて
プラントの安全性が向上するとともに、制御動作
の異常を適確に検知でき、運転員に適確な対応動
作を促すことができる。[Effects of the Invention] According to the present invention, when the position of the control rod reaches a predetermined position, the control operation for returning the control rod to the reference position is permitted only when predicted in advance, and the boric acid concentration , so it does not encourage abnormal increases or decreases in neutron flux. Therefore, the safety of the plant is improved, abnormalities in control operations can be accurately detected, and operators can be prompted to take appropriate countermeasures.
第１図は本発明の一実施例の制御動作を示す
図、第２図は第１図実施例の制御アルゴリズムの
フローチヤート、第３図は本発明を適用すべき原
子炉出力制御系のブロツク図、第４図〜第６図は
従来技術における制御棒の制御動作を示す図であ
る。
１…出力調整用制御棒、２…中央制御盤、３…
原子炉、４…中性子束検出器、５…制御棒駆動装
置、６…制御棒制御装置、７…ほう酸濃度検出
器、８…ほう酸濃度制御装置、９…ほう酸濃度制
御系。
Fig. 1 is a diagram showing the control operation of an embodiment of the present invention, Fig. 2 is a flowchart of the control algorithm of the embodiment of Fig. 1, and Fig. 3 is a block diagram of a reactor power control system to which the present invention is applied. 4 to 6 are diagrams showing control operations of control rods in the prior art. 1... Control rod for output adjustment, 2... Central control panel, 3...
Nuclear reactor, 4... Neutron flux detector, 5... Control rod drive device, 6... Control rod control device, 7... Boric acid concentration detector, 8... Boric acid concentration control device, 9... Boric acid concentration control system.
Claims (1)
として、制御棒の位置を制御する制御棒制御装置
とほう酸の濃度を制御するほう酸濃度制御装置と
を備え、制御棒制御装置がほう酸濃度制御装置に
ほう酸濃度を変更させる指令を出し、制御棒を予
め定めた基準位置に戻す方式の原子炉出力制御装
置において、 制御棒制御装置が、 制御棒が上限または下限位置と基準位置との間
を移動する時間を測定する手段と、 基準位置から上限または下限位置に達する時間
が所定値より長いときにほう酸濃度制御装置に上
記濃度変更指令を出力し制御棒を前記基準位置に
戻させる手段と、 前記濃度変更指令出力後に制御棒が前記基準位
置に達した場合または達せずに上記時間測定手段
が所定時間の経過を検出した場合に前記濃度変更
指令を解除する手段と を含むことを特徴とする原子炉出力制御装置。[Claims] 1. As a reactivity control device for controlling reactor output, a control rod control device that controls the position of the control rods and a boric acid concentration control device that controls the concentration of boric acid are provided. In a reactor power control system in which the device issues a command to the boric acid concentration control device to change the boric acid concentration and returns the control rods to a predetermined reference position, the control rod control device determines whether the control rods are at the upper or lower limit position and the reference position. means for measuring the time it takes to move from the reference position to the upper limit position; and when the time taken to reach the upper or lower limit position from the reference position is longer than a predetermined value, the control rod outputs the concentration change command to the boric acid concentration control device and moves the control rod to the reference position. and means for canceling the concentration change command when the control rod reaches the reference position after outputting the concentration change command, or when the time measuring means detects that a predetermined time has elapsed without reaching the control rod. A nuclear reactor power control device characterized by:
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60202573A JPS6263890A (en) | 1985-09-13 | 1985-09-13 | Reactor power control device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60202573A JPS6263890A (en) | 1985-09-13 | 1985-09-13 | Reactor power control device |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6263890A JPS6263890A (en) | 1987-03-20 |
| JPH0518397B2 true JPH0518397B2 (en) | 1993-03-11 |
Family
ID=16459730
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60202573A Granted JPS6263890A (en) | 1985-09-13 | 1985-09-13 | Reactor power control device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6263890A (en) |
-
1985
- 1985-09-13 JP JP60202573A patent/JPS6263890A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6263890A (en) | 1987-03-20 |
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