JPS6329239B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6329239B2 JPS6329239B2 JP52058787A JP5878777A JPS6329239B2 JP S6329239 B2 JPS6329239 B2 JP S6329239B2 JP 52058787 A JP52058787 A JP 52058787A JP 5878777 A JP5878777 A JP 5878777A JP S6329239 B2 JPS6329239 B2 JP S6329239B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- scram
- dimensional
- reactor
- scrum
- characteristic value
- 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
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 14
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 14
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 claims description 11
- 238000003780 insertion Methods 0.000 claims description 6
- 230000037431 insertion Effects 0.000 claims description 6
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims 2
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 claims 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 8
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 7
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 230000008859 change Effects 0.000 description 2
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 2
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 2
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 230000002860 competitive effect Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 230000006870 function Effects 0.000 description 1
- 230000036541 health Effects 0.000 description 1
- 230000007257 malfunction Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 230000008685 targeting 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】
本発明はスクラム特性監視装置に関するもの
で、その特徴とする所は、原子炉運転時の任意の
時点で過度状態となり、スクラム（制御棒急速挿
入）の作動を仮定して、この時のスクラム特性値
を、燃料の健全性を確保するに必要な最小限のス
クラム特性値と比較して行なおうとするスクラム
が良好かどうかを任意の時点で事前に検討し、監
視できるようにしたスクラム特性監視装置であ
る。
で、その特徴とする所は、原子炉運転時の任意の
時点で過度状態となり、スクラム（制御棒急速挿
入）の作動を仮定して、この時のスクラム特性値
を、燃料の健全性を確保するに必要な最小限のス
クラム特性値と比較して行なおうとするスクラム
が良好かどうかを任意の時点で事前に検討し、監
視できるようにしたスクラム特性監視装置であ
る。
スクラム特性値とは、挿入制御棒割合（CF）
に対する反応度印加量△Ｋ（CF）（ドル単位）の
カーブ（以後スクラム・カーブという）の50％挿
入までの積分量であり、次式で表現できる。
に対する反応度印加量△Ｋ（CF）（ドル単位）の
カーブ（以後スクラム・カーブという）の50％挿
入までの積分量であり、次式で表現できる。
Ｓ＝∫0.5 0△Ｋ（CF）dcF ………(1)
一般に上記で表わされるスクラム特性値が大き
くなると、原子炉の過渡時の燃料の健全性は確保
されやすくなる。ここでいう過渡時とは運転員の
単一誤操作又は機器の単一誤動作により引き起こ
される運転状態であり、例えばそれによつて
MCHFR（最小限界熱流束比）が小さくなり、最
悪の場合には燃料が損傷する場合も有りうるが、
これはスクラム特性値に大きく依存する。この様
子を第１図を用いて説明する。第１図は、スクラ
ム特性値（Ｓ）に対するMCHFRの関係を示した
もので、両者は、比例関係にある。従つて、スク
ラム特性値（Ｓ）が小さい程、過渡時のMCHFR
が小さくなり、燃料損傷につながる可能性が大き
くなる。
くなると、原子炉の過渡時の燃料の健全性は確保
されやすくなる。ここでいう過渡時とは運転員の
単一誤操作又は機器の単一誤動作により引き起こ
される運転状態であり、例えばそれによつて
MCHFR（最小限界熱流束比）が小さくなり、最
悪の場合には燃料が損傷する場合も有りうるが、
これはスクラム特性値に大きく依存する。この様
子を第１図を用いて説明する。第１図は、スクラ
ム特性値（Ｓ）に対するMCHFRの関係を示した
もので、両者は、比例関係にある。従つて、スク
ラム特性値（Ｓ）が小さい程、過渡時のMCHFR
が小さくなり、燃料損傷につながる可能性が大き
くなる。
従つて過渡時においても燃料の健全性を守るこ
とが必要である設計基準において、MCHFRに対
応するＳ値にも図に示す様に下限界値がある事が
判る。また、一般にスクラム特性値は炉心の燃焼
が進み、スクラム直前にすでに挿入されている臨
界制御棒分布の密度が小さくなつた場合及び出力
分布が上方にシフトしている場合にも厳しくな
る。よつてサイクル末期でのスクラム特性値
（Ｓ）は制御棒の密度減少とこれによる出力分布
の下方へのシフトの競合関係で決定されることに
なる。これはそのサイクルが経験する運転履歴に
大きく依存するが、一般的にはサイクル末期で悪
くなるため、過渡時の燃料の健全性を確保するに
必要な最小限のスクラム特性値（Ｓ）よりも悪く
なる事がありうる。
とが必要である設計基準において、MCHFRに対
応するＳ値にも図に示す様に下限界値がある事が
判る。また、一般にスクラム特性値は炉心の燃焼
が進み、スクラム直前にすでに挿入されている臨
界制御棒分布の密度が小さくなつた場合及び出力
分布が上方にシフトしている場合にも厳しくな
る。よつてサイクル末期でのスクラム特性値
（Ｓ）は制御棒の密度減少とこれによる出力分布
の下方へのシフトの競合関係で決定されることに
なる。これはそのサイクルが経験する運転履歴に
大きく依存するが、一般的にはサイクル末期で悪
くなるため、過渡時の燃料の健全性を確保するに
必要な最小限のスクラム特性値（Ｓ）よりも悪く
なる事がありうる。
スクラム特性計算は制御棒挿入による出力変化
に伴うボイド・ドツプラー等のフイード・バツク
を考慮した非定常拡散を解くもので、大記憶容量
を有する大型計算機でも膨大な計算時間を必要と
するので、発電所に設置してある小型計算機で、
運転中の任意の時点で即刻このスクラム特性値を
計算する事は不可能な事で、従来はスクラム特性
の確認は出来なかつた。
に伴うボイド・ドツプラー等のフイード・バツク
を考慮した非定常拡散を解くもので、大記憶容量
を有する大型計算機でも膨大な計算時間を必要と
するので、発電所に設置してある小型計算機で、
運転中の任意の時点で即刻このスクラム特性値を
計算する事は不可能な事で、従来はスクラム特性
の確認は出来なかつた。
本発明の目的はスクラム特性を簡単にかつ精度
よく推定し、運転中の任意の時点で必要に応じて
スクラム特性を確認することを可能ならしめるた
めの小型計算機を内蔵したスクラム特性監視装置
を提供することである。
よく推定し、運転中の任意の時点で必要に応じて
スクラム特性を確認することを可能ならしめるた
めの小型計算機を内蔵したスクラム特性監視装置
を提供することである。
以下本発明の実施例を図面を参照しながら詳細
に説明する。
に説明する。
第２図は本発明によるスクラム特性監視装置の
一実施例を示すブロツク図である。
一実施例を示すブロツク図である。
原子炉炉心１部の炉心出力分布と制御棒密度分
布を入力とするプロセス計算機２が設けられ、該
プロセス計算機２への入力は、スクラム特性監視
装置９への入力信号とされる。スクラム特性監視
装置９は前記プロセス計算機２と、このプロセス
計算機２から入力信号を受ける入出力制御機器
３、読み取り機器４、軸方向一次元縮約器５、簡
単計算機６および記憶比較器７がシリーズに接続
されて構成されている。この記憶比較器７からの
出力は炉出力を制御する必要のある場合は、前記
入出力制御機器３に入れられ、プロセス計算機２
を通して炉出力を制御するための装置に制御信号
として送られる。又、前記記憶比較器７には計算
結果に基づいた運転状態の良否を表示するための
表示器８が接続されている。
布を入力とするプロセス計算機２が設けられ、該
プロセス計算機２への入力は、スクラム特性監視
装置９への入力信号とされる。スクラム特性監視
装置９は前記プロセス計算機２と、このプロセス
計算機２から入力信号を受ける入出力制御機器
３、読み取り機器４、軸方向一次元縮約器５、簡
単計算機６および記憶比較器７がシリーズに接続
されて構成されている。この記憶比較器７からの
出力は炉出力を制御する必要のある場合は、前記
入出力制御機器３に入れられ、プロセス計算機２
を通して炉出力を制御するための装置に制御信号
として送られる。又、前記記憶比較器７には計算
結果に基づいた運転状態の良否を表示するための
表示器８が接続されている。
スクラム特性は、その制御棒密度分布と炉心出
力分布でほとんど決定される。運転中の原子炉炉
心１より検出される三次元出力分布Ｐ（ｘ、ｙ、
ｚ）と三次元制御棒分布ρ（ｘ、ｙ、ｚ）はプロ
セス計算機２に入力として入れられ、そこで計算
される。運転中の原子炉において任意の時刻にお
いてスクラム特性を監視したい場合はまず、入出
力制御機器３を作動し、読み取り機器４でプロセ
ス計算機２よりＰ（ｘ、ｙ、ｚ）とρ（ｘ、ｙ、
ｚ）を読み取り軸方向一次元縮約器５で(2)式に従
いＰ（ｘ、ｙ、ｚ）を一次元軸方向出力分布Ｐ
（ｚ）に、(3)式に従いρ（ｘ、ｙ、ｚ）を一次元軸
方向制御棒分布Ρ（ｚ）にそれぞれ縮約する。こ
こで縮約とは、出力分布Ｐ、制御棒分布ρについ
て、炉心の各軸方向位置においてその水平断面
（ｘ、ｙ方向）内の平均値を求めて三次元分布を
一次元分布で代表させることを意味する。また、
このように炉心内の出力及び制御棒分布を軸方向
一次元に縮約出来るのは、スクラム特性が半径方
向分布にあまり依存せず、軸方向分布で十分表わ
せることによるものである。
力分布でほとんど決定される。運転中の原子炉炉
心１より検出される三次元出力分布Ｐ（ｘ、ｙ、
ｚ）と三次元制御棒分布ρ（ｘ、ｙ、ｚ）はプロ
セス計算機２に入力として入れられ、そこで計算
される。運転中の原子炉において任意の時刻にお
いてスクラム特性を監視したい場合はまず、入出
力制御機器３を作動し、読み取り機器４でプロセ
ス計算機２よりＰ（ｘ、ｙ、ｚ）とρ（ｘ、ｙ、
ｚ）を読み取り軸方向一次元縮約器５で(2)式に従
いＰ（ｘ、ｙ、ｚ）を一次元軸方向出力分布Ｐ
（ｚ）に、(3)式に従いρ（ｘ、ｙ、ｚ）を一次元軸
方向制御棒分布Ρ（ｚ）にそれぞれ縮約する。こ
こで縮約とは、出力分布Ｐ、制御棒分布ρについ
て、炉心の各軸方向位置においてその水平断面
（ｘ、ｙ方向）内の平均値を求めて三次元分布を
一次元分布で代表させることを意味する。また、
このように炉心内の出力及び制御棒分布を軸方向
一次元に縮約出来るのは、スクラム特性が半径方
向分布にあまり依存せず、軸方向分布で十分表わ
せることによるものである。
尚、制御棒分布で重み分布を考慮するのは炉心
周辺部では中心と比べて制御棒反応度価値がかな
り小さくなる点を配慮したものである。
周辺部では中心と比べて制御棒反応度価値がかな
り小さくなる点を配慮したものである。
Ｐ（ｚ）＝∫∫P（ｘ、ｙ、ｚ）dxdy ………(2)
ρ（ｚ）＝∫∫Ρ（ｘ、ｙ、ｚ）
ｗ（ｘ、ｙ、ｚ）dxdy ………(3)
ただしｗ（ｘ、ｙ、ｚ）は適当な重み分布
上記(2)(3)式で求められるＰ（ｚ）、ρ（ｚ）を使
用し簡易計算機６によつてスクラム特性値Ｓを、
計算する。その一例として下記に(4)式を示す。
用し簡易計算機６によつてスクラム特性値Ｓを、
計算する。その一例として下記に(4)式を示す。
Ｓ＝（a0∫0.5 0P2（ｚ）dz＋a1）・C0
＋M
〓
〓m=1
△Cm∫Zm+0.5 Zn（a2P2（ｚ）′＋a3P（ｚ）＋a4）dz
＋δ（Ｅ、Ｏ）………(4) ここでCo：スクラム直前での全引抜制御棒の
割合 △Cm：スクラム直前で軸方向位置Zmまで部
分挿入されている制御棒の割合 ただし、M 〓m=1 △Cm＋Co＝１ ∫1 0Ｐ（ｚ）dz＝24 (4)式と、その係数a0〜a4は、以下の様にして求め
られるものである。
＋δ（Ｅ、Ｏ）………(4) ここでCo：スクラム直前での全引抜制御棒の
割合 △Cm：スクラム直前で軸方向位置Zmまで部
分挿入されている制御棒の割合 ただし、M 〓m=1 △Cm＋Co＝１ ∫1 0Ｐ（ｚ）dz＝24 (4)式と、その係数a0〜a4は、以下の様にして求め
られるものである。
Ｐ（ｚ）、ρ（ｚ）を初期状態とするスクラム・
カーブは、一次元非定常拡散方程式を解く事によ
り求められるが、この計算をＰ（ｚ）、ρ（ｚ）を
パラメーターとして多数回実施して、スクラム特
性値Ｓとの相関を検討した結果、その一例として
(4)式で示す実験式で整理される事が判つた。また
傾数a0〜a4は1105KW級原子炉を対象にした場合
は、以下の様になつた。
カーブは、一次元非定常拡散方程式を解く事によ
り求められるが、この計算をＰ（ｚ）、ρ（ｚ）を
パラメーターとして多数回実施して、スクラム特
性値Ｓとの相関を検討した結果、その一例として
(4)式で示す実験式で整理される事が判つた。また
傾数a0〜a4は1105KW級原子炉を対象にした場合
は、以下の様になつた。
a0＝0.1274、a1＝−1.159、a2＝−0.2679
a3＝0.099、a413.987となる。ただしδ（Ｅ、Ｏ）
＝0.0 第３項は炉心の燃焼度EMWD／ST、と他の熱的
条件（出力密度、入口エンタルピー圧力etc）等
による寄与Ｏの関数で小さい値である。
＝0.0 第３項は炉心の燃焼度EMWD／ST、と他の熱的
条件（出力密度、入口エンタルピー圧力etc）等
による寄与Ｏの関数で小さい値である。
ここでこの簡易計算式の誤差は初期状態で全制
御棒引抜の場合、最大誤差４％、初期状態で部分
制御挿入の場合最大誤差15％であるが、現実に問
題となる限界スクラム特性値の近辺（Ｓ＜1.0）
での誤差は数％以下であり、実用上問題とならな
い。この様子を第３図に示す。ここに縦軸に(4)式
で評価したスクラム特性値、横軸に詳細な一次元
非定常計算によるスクラム特性値を示す。この図
からも判るようにスクラム特性値は、簡易計算は
詳細計算と一致しており、特に、ここで問題とし
ているＳ≦1.0では、簡易計算で十分代用できる
ことを示している。
御棒引抜の場合、最大誤差４％、初期状態で部分
制御挿入の場合最大誤差15％であるが、現実に問
題となる限界スクラム特性値の近辺（Ｓ＜1.0）
での誤差は数％以下であり、実用上問題とならな
い。この様子を第３図に示す。ここに縦軸に(4)式
で評価したスクラム特性値、横軸に詳細な一次元
非定常計算によるスクラム特性値を示す。この図
からも判るようにスクラム特性値は、簡易計算は
詳細計算と一致しており、特に、ここで問題とし
ているＳ≦1.0では、簡易計算で十分代用できる
ことを示している。
上に述べた簡易計算機６によるスクラム特性値
計算は小型の計算機でも十分可能であり、計算時
間も十分に小さくかつ、精度もよい事から、実用
は可能である。このスクラム特性値と記憶・比較
器７で記憶されている限界スクラム特性値とを比
較し、その大小関係即ち、運転状態の良否を表示
装置８に表示するとともに、計算したスクラム特
性値が限界スクラム特性値より小さい場合は、入
出力制御機器３に信号を出し、プロセス計算機２
を通して、若干制御棒を挿入するか、又は流量を
下げることによつて原子炉出力を下げる様にす
る。これによつて、行なおうとするスクラムの適
否を事前に確認できることが出来る。
計算は小型の計算機でも十分可能であり、計算時
間も十分に小さくかつ、精度もよい事から、実用
は可能である。このスクラム特性値と記憶・比較
器７で記憶されている限界スクラム特性値とを比
較し、その大小関係即ち、運転状態の良否を表示
装置８に表示するとともに、計算したスクラム特
性値が限界スクラム特性値より小さい場合は、入
出力制御機器３に信号を出し、プロセス計算機２
を通して、若干制御棒を挿入するか、又は流量を
下げることによつて原子炉出力を下げる様にす
る。これによつて、行なおうとするスクラムの適
否を事前に確認できることが出来る。
以上説明したごとく本発明のスクラム特性監視
装置によれば、原子炉運転中の任意の時点で必要
に応じて、スクラム特性値を確認する事が可能と
なる。つまり任意時点で、異常な過渡変化があつ
たとしても燃料の健全性を確保しうるだけのスク
ラム特性があるかどうかを実際にスクラムする前
に確認し、もしスクラム特性値が限界値以下とな
るなら、本装置からプロセス計算機に制御信号を
出し、制御棒挿入、あるいは流量減少等の操作に
より炉心の出力を下げる手段を取ることが出来、
燃料の健全性ひいては原子炉全体の健全性を確保
することができ、その安全性を極めて向上させる
ことになる。
装置によれば、原子炉運転中の任意の時点で必要
に応じて、スクラム特性値を確認する事が可能と
なる。つまり任意時点で、異常な過渡変化があつ
たとしても燃料の健全性を確保しうるだけのスク
ラム特性があるかどうかを実際にスクラムする前
に確認し、もしスクラム特性値が限界値以下とな
るなら、本装置からプロセス計算機に制御信号を
出し、制御棒挿入、あるいは流量減少等の操作に
より炉心の出力を下げる手段を取ることが出来、
燃料の健全性ひいては原子炉全体の健全性を確保
することができ、その安全性を極めて向上させる
ことになる。
第１図はスクラム特性値に対する過渡時の
MCHFRの関係を示す説明図、第２図は本発明に
よるスクラム特性監視装置の一実施例を示す構成
図、第３図はスクラム特性値の詳細計算値と簡易
計算値の比較を示す説明図である。 １……原子炉炉心、２……プロセス計算機、３
……入出力制御機器、４……読み取り機器、５…
…軸方向一次元縮約器、６……簡易計算機、７…
…記憶比較器、８……表示器、９……スクラム特
性監視装置。
MCHFRの関係を示す説明図、第２図は本発明に
よるスクラム特性監視装置の一実施例を示す構成
図、第３図はスクラム特性値の詳細計算値と簡易
計算値の比較を示す説明図である。 １……原子炉炉心、２……プロセス計算機、３
……入出力制御機器、４……読み取り機器、５…
…軸方向一次元縮約器、６……簡易計算機、７…
…記憶比較器、８……表示器、９……スクラム特
性監視装置。
Claims (1)
- １ 多数の核燃料集合体とこの核燃料集合体間に
挿入されて炉出力を制御する制御棒からなる原子
炉を監視するスクラム特性監視装置において、原
子炉からのスクラム特性を入力信号とするプロセ
ス計算機と、このプロセス計算機に接続されプロ
セス計算機からの入力信号及びプロセス計算機へ
の出力信号を制御する入出力制御機器と、この入
出力制御機器に接続された原子炉内の三次元出力
分布及び三次元挿入制御棒分布を読み取るための
読み取り機器と、この読み取り機器からの三次元
出力分布及び三次元挿入制御棒分布を前記原子炉
の半径方向に縮約する軸方向一次元縮約器と、初
期状態で炉心に未挿入の制御棒と炉心に挿入され
ている制御棒の各々のスクラム特性値への寄与を
前記軸方向一次元縮約器にて縮約した一次元出力
分布及び一次元挿入制御棒分布を用いて計算しこ
れらを加算してスクラム特性値を求める計算機
と、この計算機によつて求められたスクラム特性
値を記憶させた基準スクラム特性値と比較しその
比較結果を前記入出力制御機器に入力信号として
与えかつ表示装置に表示信号として与える記憶比
較器よりなることを特徴とするスクラム特性監視
装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5878777A JPS53143890A (en) | 1977-05-23 | 1977-05-23 | Scram chateristic monitoring device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5878777A JPS53143890A (en) | 1977-05-23 | 1977-05-23 | Scram chateristic monitoring device |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS53143890A JPS53143890A (en) | 1978-12-14 |
| JPS6329239B2 true JPS6329239B2 (ja) | 1988-06-13 |
Family
ID=13094274
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5878777A Granted JPS53143890A (en) | 1977-05-23 | 1977-05-23 | Scram chateristic monitoring device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS53143890A (ja) |
-
1977
- 1977-05-23 JP JP5878777A patent/JPS53143890A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS53143890A (en) | 1978-12-14 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US6181759B1 (en) | Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit | |
| CN114242279A (zh) | 在线保护方法及系统 | |
| JPH07119824B2 (ja) | 原子炉の起動域過渡状態監視装置およびプラントのスクラムを開始する装置 | |
| JP5424526B2 (ja) | 核軽水炉においてドライアウト特性を推測する方法、コンピュータプログラム製品、原子力エネルギープラント及び運転方法 | |
| JP4064775B2 (ja) | 炉心監視方法 | |
| JP2801814B2 (ja) | 原子炉出力監視装置 | |
| JP4369772B2 (ja) | 原子炉出力制御方法および装置 | |
| JPS6124677B2 (ja) | ||
| JP2001099976A (ja) | 原子炉の熱的運転余裕監視装置および熱的運転余裕監視方法 | |
| WO2003032327A1 (en) | Method for licensing increased power output of a boiling water nuclear reactor | |
| JP2509901B2 (ja) | 原子炉出力分布監視方法 | |
| KR850001144B1 (ko) | 경수 냉각형 원자로 조업방법 | |
| JPH05249271A (ja) | 炉心監視装置 | |
| JP2000314793A (ja) | 原子炉の安定性余裕確認装置、安定性余裕確認システムおよび運転方法 | |
| JPS59155791A (ja) | 原子炉熱的余裕監視装置 | |
| JPS61230092A (ja) | 制御棒操作監視装置 | |
| JP3417748B2 (ja) | 沸騰水型原子力発電所の情報提供装置 | |
| JPH051915B2 (ja) | ||
| JPH063476A (ja) | 原子炉出力調整装置 | |
| Coddington et al. | Application and in-depth assessment of RETRAN-3D for best estimate analysis of nuclear power plant transients | |
| JPS61117486A (ja) | 原子炉核熱水力安定性制御装置 | |
| JPS5910888A (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心安定性監視装置 | |
| JPS6132639B2 (ja) | ||
| Atkinson et al. | L2-3 pre-LOCE maneuver core safety analysis | |
| WO1997012375A1 (en) | Method and device for supervision with respect to the stability of a boiling water reactor |