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JPH0225157B2 - - Google Patents
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JPH0225157B2 - - Google Patents

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JPH0225157B2
JPH0225157B2 JP56147051A JP14705181A JPH0225157B2 JP H0225157 B2 JPH0225157 B2 JP H0225157B2 JP 56147051 A JP56147051 A JP 56147051A JP 14705181 A JP14705181 A JP 14705181A JP H0225157 B2 JPH0225157 B2 JP H0225157B2
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JP
Japan
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control rod
plant
state
core
rod operation
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JP56147051A
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Japanese (ja)
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JPS5848890A (en
Inventor
Koichi Sekimizu
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Original Assignee
Toshiba Corp
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
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Publication date
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    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Flexible Shafts (AREA)
  • Transplanting Machines (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】[Detailed description of the invention]

本発明は、原子力発電所の制御棒操作補佐装置
に係り、特にオペレータに適切な制御棒操作量を
提示するとともにオペレータの操作と、操作後の
炉心状態を監視する機能を備えた制御棒操作補佐
装置に関する。 一般に沸騰水形原子炉の出力制御方式には、原
子炉炉心内の制御棒挿入量を制御する方法と原子
炉炉心内の冷却材流量を制御する方法がとられて
いる。 冷却材流量を制御する方法は、主に、炉心内に
発生するボイド量を制御することにより、原子炉
出力を制御しようとするもので、特に、ボイド発
生量の大きい出力運転時に使用されるが、冷却材
流量によつて制御可能な出力変動量には、限界が
ある。 一方、制御棒挿入量を制御する方法は、炉心を
構成するほとんど全ての燃料集合体に対して隣接
して設置されている制御棒を引抜・挿入すること
で燃料の核分裂量を直接制御しようとするもので
制御可能な出力変動量は大きく、起動時から出力
運転時を通して使用可能である。 したがつて、この方法は、起動、再起動時、制
御棒パターン調整変更時、負荷追従運転時、炉停
止時等広く用いられている。 しかしながら、一般に、制御棒を引抜くと原子
炉出力が大きく変動し、特に、操作制御棒に隣接
する燃料ピンの局所的な出力増加量が大きいた
め、起動および再起動時には、制御棒引抜きによ
る出力急上昇による燃料破損を、また出力運転時
には出力急上昇および局所出力上昇による燃料破
損を防止するため細心の注意が必要とされてい
る。 このように制御棒操作には、細心の注意が必要
であるため従来自動的な操作はなされず、すべて
オペレータにより操作されている。 しかしながら、一般に沸騰水形原子炉には制御
棒引抜きによる出力急上昇を防ぐ目的で中間領域
モニタ(IRMレンジ)によるスクラムがきめ細
かに設定されており、特に再起動時には、ゼノン
変動による出力変化があるため、オペレータの誤
操作により、スクラムに至るおそれがある。 また、出力運転時には、燃料破損を防止する目
的で、ローカルロツドブロツクモニタ(RBM)
による制御棒引抜阻止の装置が設けられている
が、オペレータによる場合には、制御棒操作の誤
りにより燃料破損のおそれがある。 本発明は、かかる従来の事情に対処してなされ
たもので、原子力発電プラントからプラント・炉
心データを入力するプラント・炉心データサンプ
リング装置と、このプラント・炉心データサンプ
リング装置からプラント・炉心データを入力し、
制御棒操作後のプラント・炉心データ変化を予測
計算する予測装置と、前記プラント・炉心データ
サンプリング装置からプラント・炉心データを入
力しオペレータが出力する制御棒操作信号の入力
により現在のプラント炉心状態が制御棒操作を許
容する状態にあるかどうかを確認し、現在のプラ
ント炉心状態が制御棒操作を許容する状態にある
ときには、前記予測装置を用いて制御棒操作後の
プラント炉心状態が制御棒操作を許容する状態に
あるかどうかを確認するとともに、許容する状態
にあるときには、制御棒の操作手順を出力装置に
出力し、一方許容する状態にないときには、その
理由を出力装置に出力する制御棒操作条件確認装
置とを備えたことを特徴とする制御棒操作補佐装
置を提供しようとするものである。 以下、本発明の詳細を図面に示す一実施例につ
いて説明する。 第1図に示す制御棒操作補佐装置は入力装置
1、プラント・炉心データサンプリング装置2、
制御棒操作条件確認装置3、予測装置4、制御棒
操作確認装置5、炉心状態確認装置6、出力装置
7とから構成されている。 すなわち、入力装置1は、制御棒操作の開始を
オペレータから入力する。 プラント・炉心データサンプリング装置2は、
原子力発電プラント8から例えば、後で述べる表
に直接計測できるものとして記載されているプラ
ント・炉心データを周期的にサンプリングする。 制御棒操作条件確認装置3は、入力装置1への
制御棒操作開始の入力によつて起動され、プラン
ト・炉心データサンプリング装置2から入力され
る現状の制御棒パターンとあらかじめ入力された
制御棒操作シーケンスに基づき、操作する制御棒
を定める。 そして、この制御棒操作条件確認装置3はプラ
ント・炉心データサンプリング装置2から入力さ
れたプラントおよび炉心データに基づきプラント
状態および炉心状態が制御棒操作を許容する状態
であるかどうかを確認するとともに、許容する状
態であるときには、制御棒を予定した量だけ操作
した場合のプラント状態および炉心状態変化を次
に述べる予測装置4を用いて計算し、この変化が
許容されるものであるかどうかを確認する。 そして現状の炉心状態が、制御棒操作を許容す
るものでないとき、または、制御棒操作後の予測
された炉心状態が、制限を満たさない場合には、
その理由を出力装置7に出力する。 逆に、現状の炉心状態が制御棒操作を許容し、
かつ制御棒操作後の予測された炉心状態が、制限
を満たしている場合には、制御棒の操作手順を出
力装置7に出力する。 なお、制御棒操作条件確認装置3により確認さ
れるプラント状態および炉心状態は、次表に一例
を示すように原子炉の運転モードによつて異な
る。 表に示したようにこれらの状態は、直接計測可
能なものを、計測値より計算すべきものに区別さ
れる。
The present invention relates to a control rod operation assist device for a nuclear power plant, and in particular, the control rod operation assistant has a function of presenting an appropriate amount of control rod operation to an operator, and monitoring the operator's operation and the state of the reactor core after the operation. Regarding equipment. In general, power control methods for boiling water reactors include a method of controlling the amount of control rods inserted into the reactor core and a method of controlling the flow rate of coolant within the reactor core. The method of controlling the coolant flow rate mainly attempts to control the reactor output by controlling the amount of voids generated in the reactor core, and is particularly used during power operation when a large amount of voids are generated. , there is a limit to the amount of output fluctuation that can be controlled by the coolant flow rate. On the other hand, the method of controlling the amount of control rod insertion attempts to directly control the amount of nuclear fission in the fuel by withdrawing and inserting control rods installed adjacent to almost all fuel assemblies that make up the reactor core. The amount of output fluctuation that can be controlled is large, and it can be used from startup to output operation. Therefore, this method is widely used during startup, restart, control rod pattern adjustment, load following operation, reactor shutdown, etc. However, in general, when a control rod is withdrawn, the reactor output fluctuates significantly, and in particular, the local output increase of the fuel pin adjacent to the operating control rod is large. Extreme care must be taken to prevent fuel damage due to sudden increases in output, and during power operation to prevent fuel damage due to sudden increases in output and localized increases in output. As described above, since the control rod operation requires careful attention, it has not been done automatically in the past, and all operations have been performed by an operator. However, in general, in boiling water reactors, a scram using an intermediate range monitor (IRM range) is carefully set in order to prevent a sudden increase in output due to control rod withdrawal, and especially during restart, output changes due to Zenon fluctuations. , operator error may lead to a scram. Additionally, during power operation, a local rod block monitor (RBM) is installed to prevent fuel damage.
Although a device is provided to prevent the control rod from being pulled out by the operator, there is a risk of fuel damage due to incorrect control rod operation. The present invention was made in response to such conventional circumstances, and includes a plant/core data sampling device that inputs plant/core data from a nuclear power plant, and a plant/core data sampling device that inputs plant/core data from the plant/core data sampling device. death,
The current plant core state is determined by inputting a prediction device that predicts and calculates changes in plant and core data after control rod operation, inputting plant and core data from the plant and core data sampling device, and inputting control rod operation signals output by the operator. Check whether the plant core state is in a state that allows control rod operation, and if the current state of the plant core is in a state that allows control rod operation, the prediction device is used to determine whether the plant core state after control rod operation is in a state that allows control rod operation. The control rod checks whether the control rod is in a permissive state, and outputs the operating procedure of the control rod to the output device when it is in a permissible state, and outputs the reason to the output device when it is not in a permissible state. An object of the present invention is to provide a control rod operation assisting device characterized by being equipped with an operation condition confirmation device. DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Hereinafter, details of the present invention will be described with reference to an embodiment shown in the drawings. The control rod operation assistance device shown in Fig. 1 includes an input device 1, a plant/core data sampling device 2,
It is composed of a control rod operation condition confirmation device 3, a prediction device 4, a control rod operation confirmation device 5, a core state confirmation device 6, and an output device 7. That is, the input device 1 receives an input from the operator to start control rod operation. The plant/core data sampling device 2 is
From the nuclear power plant 8, for example, plant/core data listed as data that can be directly measured in a table to be described later is periodically sampled. The control rod operation condition confirmation device 3 is activated by inputting the start of control rod operation to the input device 1, and checks the current control rod pattern inputted from the plant/core data sampling device 2 and the control rod operation inputted in advance. Determine the control rod to be operated based on the sequence. Then, this control rod operating condition confirmation device 3 confirms whether the plant state and the reactor core state are in a state that allows control rod operation based on the plant and core data input from the plant and core data sampling device 2, and If the condition is permissible, use the prediction device 4 described below to calculate changes in the plant state and core state when the control rods are operated by the planned amount, and check whether the changes are permissible. do. If the current core condition does not allow control rod operation, or if the predicted core condition after control rod operation does not satisfy the restrictions,
The reason is output to the output device 7. Conversely, if the current core condition allows control rod operation,
If the predicted core state after the control rod operation satisfies the restrictions, the control rod operation procedure is output to the output device 7. Note that the plant state and reactor core state confirmed by the control rod operating condition confirmation device 3 differ depending on the operating mode of the reactor, as shown in the following table as an example. As shown in the table, these conditions are divided into those that can be directly measured and those that must be calculated from measured values.

【表】 予測装置4は、プラント・炉心データサンプリ
ング装置2から現状のプラント・炉心状態を入力
し、制御棒操作条件確認装置3からの求めに応
じ、ゼノン変動を考慮して、制御棒操作後あるい
は一定時間経過後の例えば前述した表に示される
事項を予測計算する。 制御棒操作確認装置5は、プラント・炉心デー
タサンプリング装置2からプラント・炉心データ
を入力しオペレータの制御棒操作を確認する。 すなわち、この制御棒操作確認装置5は、制御
棒操作条件確認装置3の起動により自動的に起動
され、制御棒操作前のプラント・炉心データをプ
ラント・炉心データサンプリング装置2から入力
するとともに、オペレーターの制御棒操作信号を
受けて、制御棒操作後のプラント・炉心データを
プラント・炉心データサンプリング装置2から入
力し、例えば、制御棒位置信号、核計装信号等の
変化から指示通りの制御棒が、操作されたかどう
かを出力装置7に出力する。 炉心状態確認装置6は、プラント・炉心データ
サンプリング装置2からプラント・炉心データを
入力し制御棒操作後の炉心状態が制約条件を満足
しているか否かを短時間でチエツクし、出力装置
7に出力する。 すなわち、この炉心状態確認装置6は、制御棒
操作確認装置5の起動により自動的に起動され、
制御棒操作によつて変化したプラント・炉心デー
タに基づいて、現在の炉心状態を推定する。 推定する内容は、前述した表のうち、計算が必
要な事項である。 出力装置7は、例えば、カラーデイスプレイ装
置から構成されており、制御棒操作条件確認装置
3、制御棒操作確認装置5、炉心状態確認装置6
からの出力を表示する。 以上のように構成された制御棒補佐装置では、
オペレータが制御棒操作の開始を入力装置1に入
力すると、制御棒操作条件確認装置3は、プラン
ト状態および炉心状態が、制御棒操作を許容する
状態であるかどうかを確認するとともに、許容す
る状態であるときには、制御棒を予定した量だけ
操作した場合のプラント状態および炉心状態変化
が許容されるものであるかどうかを確認し、許容
されない場合にはその理由とともにこれを出力装
置7に出力するので、オペレータの操作は非常に
容易となる。 すなわち、制御棒操作条件確認装置3が制御棒
操作は許容されないと出力装置7に出力した場合
は、オペレータは出力装置7に表示される理由に
沿つて、制御棒操作が可能な炉心状態に原子炉を
操作することができる。 逆に制御棒操作条件確認装置3が制御棒操作が
許容されると出力装置7に出力した場合は、オペ
レータは、出力装置7に表示される指示に従つて
制御棒を操作することができる。 特に、この制御棒操作条件確認装置3は、予測
装置4を用いてゼノン変動を考慮して、予測を実
行しているので、ゼノン濃度の変化が大きい時点
においては、炉心状態のゼノン状態の推移に加
え、制御棒操作時に中間領域モニタレンジ切替え
時期等を出力装置7に出力することにより、オペ
レータを適切にガイドすることができる。 また、制御棒操作確認装置5により、指示通り
の制御棒が操作されたかどうかが出力装置7に出
力されるので、オペレータは操作する制御棒を誤
まることはない。 さらに、炉心状態確認装置6により制御棒操作
後の炉心状態が制約条件を満たしているかどうか
が短時間で出力装置7に出力されるので、満たし
ていない場合には、オペレータは、早急にこれに
対する対策をとることができる。 以上述べたように、本発明の制御棒操作補佐装
置によれば、操作制御棒位置と操作量が、オペレ
ータに提示され、オペレータは、この指示に従つ
て、制御棒を操作することができるためオペレー
タの誤操作を大巾に低減することができる。 したがつて本発明によればオペレータの負担を
大巾に低減することができるとともに、オペレー
タの誤操作を大巾に減少することができる。
[Table] The prediction device 4 inputs the current plant/core state from the plant/core data sampling device 2, and in response to the request from the control rod operation condition confirmation device 3, takes into account the Alternatively, for example, the items shown in the table mentioned above may be predictively calculated after a certain period of time has elapsed. The control rod operation confirmation device 5 inputs plant/core data from the plant/core data sampling device 2 and confirms the control rod operation by the operator. That is, this control rod operation confirmation device 5 is automatically started by starting the control rod operation condition confirmation device 3, inputs plant/core data before control rod operation from the plant/core data sampling device 2, and also inputs plant/core data before control rod operation from the plant/core data sampling device 2. In response to the control rod operation signal, the plant/core data after the control rod operation is input from the plant/core data sampling device 2, and for example, from changes in the control rod position signal, nuclear instrumentation signal, etc., it is determined that the control rods are operating as instructed. , outputs to the output device 7 whether or not the operation has been performed. The core state confirmation device 6 inputs plant/core data from the plant/core data sampling device 2, checks in a short time whether the core state after control rod operation satisfies the constraint conditions, and outputs the information to the output device 7. Output. That is, this core state confirmation device 6 is automatically activated by activation of the control rod operation confirmation device 5,
The current state of the core is estimated based on plant and core data changed by control rod operations. The contents to be estimated are the items in the table mentioned above that require calculation. The output device 7 includes, for example, a color display device, and includes a control rod operation condition confirmation device 3, a control rod operation confirmation device 5, and a core state confirmation device 6.
Display the output from . In the control rod assist device configured as above,
When the operator inputs the start of control rod operation into the input device 1, the control rod operation condition confirmation device 3 confirms whether the plant state and the reactor core state are in a state that allows control rod operation, and also confirms whether or not the plant state and the reactor core state are in a state that allows control rod operation. When this is the case, it is checked whether the plant state and reactor state changes are permissible when the control rods are operated by the planned amount, and if they are not permissible, this is output to the output device 7 along with the reason. Therefore, the operator's operation becomes very easy. In other words, if the control rod operation condition confirmation device 3 outputs to the output device 7 that control rod operation is not allowed, the operator should follow the reason displayed on the output device 7 to bring the reactor core to a state where control rod operation is possible. Able to operate a furnace. Conversely, when the control rod operation condition confirmation device 3 outputs to the output device 7 that control rod operation is permitted, the operator can operate the control rod according to the instructions displayed on the output device 7. In particular, since the control rod operating condition confirmation device 3 uses the prediction device 4 to perform predictions by taking Zenon fluctuations into consideration, the transition of the Zenon state in the core state is In addition, by outputting information such as the intermediate range monitor range switching timing to the output device 7 when operating the control rods, it is possible to appropriately guide the operator. Further, since the control rod operation confirmation device 5 outputs to the output device 7 whether or not the control rod has been operated as instructed, the operator will not be mistaken as to which control rod to operate. Furthermore, the core status confirmation device 6 outputs information on whether the core status after control rod operation satisfies the constraint conditions to the output device 7 in a short time. Measures can be taken. As described above, according to the control rod operation assisting device of the present invention, the operation control rod position and operation amount are presented to the operator, and the operator can operate the control rod according to the instructions. Operator erroneous operations can be greatly reduced. Therefore, according to the present invention, the burden on the operator can be greatly reduced, and the possibility of erroneous operations by the operator can be greatly reduced.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

図は本発明の制御棒補佐装置の一実施例を示す
ブロツク図である。 1…入力装置、2…プラント・炉心データサン
プリング装置、3…制御棒操作条件確認装置、4
…予測装置、5…制御棒操作確認装置、6…炉心
状態確認装置、7…出力装置、8…原子力発電プ
ラント。
The figure is a block diagram showing one embodiment of the control rod assisting device of the present invention. 1... Input device, 2... Plant/core data sampling device, 3... Control rod operating condition confirmation device, 4
...Prediction device, 5...Control rod operation confirmation device, 6...Core state confirmation device, 7...Output device, 8...Nuclear power plant.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1 原子力発電プラントからプラント・炉心デー
タを入力するプラント・炉心データサンプリング
装置と、このプラント・炉心データサンプリング
装置からプラント・炉心データを入力し、制御棒
操作後のプラント・炉心データ変化を予測計算す
る予測装置と、前記プラント・炉心データサンプ
リング装置からプラント・炉心データを入力しオ
ペレータが出力する制御棒操作信号の入力により
現在のプラント炉心状態が制御棒操作を許容する
状態にあるかどうかを確認し、現在のプラント炉
心状態が制御棒操作を許容する状態にあるときに
は、前記予測装置を用いて制御棒操作後のプラン
ト炉心状態が制御棒操作を許容する状態にあるか
どうかを確認するとともに、許容する状態にある
ときには、制御棒の操作手順を出力装置に出力
し、一方許容する状態にないときには、その理由
を出力装置に出力する制御棒操作条件確認装置と
を備えたことを特徴とする制御棒操作補佐装置。
1 A plant/core data sampling device that inputs plant/core data from the nuclear power plant, and a plant/core data sampling device that inputs plant/core data from this device to predict and calculate changes in plant/core data after control rod operations. By inputting plant/core data from the prediction device and the plant/core data sampling device, and inputting control rod operation signals output by the operator, it is confirmed whether the current plant core condition is in a state that allows control rod operation. , when the current plant core state is in a state that allows control rod operation, the prediction device is used to confirm whether the plant core state after the control rod operation is in a state that allows control rod operation, and a control rod operating condition confirmation device that outputs a control rod operating procedure to an output device when the control rod is in a permissible state, and outputs the reason to the output device when the control rod is not in a permissible state; Rod operation assist device.
JP56147051A 1981-09-18 1981-09-18 Control rod operation assisting device Granted JPS5848890A (en)

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JP56147051A JPS5848890A (en) 1981-09-18 1981-09-18 Control rod operation assisting device

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JPH0225157B2 true JPH0225157B2 (en) 1990-05-31

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH07111473B2 (en) * 1987-05-20 1995-11-29 株式会社日立製作所 Control rod operation system
JP2676641B2 (en) * 1990-03-28 1997-11-17 富士写真フイルム株式会社 Silver halide color light-sensitive material for three-dimensional photography and image forming method of three-dimensional color photography

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JPS53123793A (en) * 1977-04-04 1978-10-28 Hitachi Ltd Input reaction degree restricting apparatus

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