JP4441499B2 - 沸騰水型原子炉、及び沸騰水型原子炉における音響振動抑制方法 - Google Patents

Description

本発明は、沸騰水型原子炉及び沸騰水型原子炉における音響振動抑制方法に係り、特に、主蒸気系で発生する圧力振動を監視・抑制するのに好適な沸騰水型原子炉及び沸騰水型原子炉における音響振動抑制方法に関する。

沸騰水型原子炉における主蒸気系での圧力振動の原因の一つとして音響共鳴に起因する圧力振動がある。言い換えれば、原子炉圧力容器の蒸気ドームから蒸気配管を通って高圧タービンに至る主蒸気系では、蒸気流体の流量変動に起因して圧力波が発生し、蒸気配管の系内を伝播して反射する。これによって、大振幅を持つ定在波（音響共鳴モード）が形成され、圧力振動の振幅が増幅する（つまり、共鳴振動する）可能性がある。特に、発電容量を増大した発電プラントにおいては、蒸気流量の増大に伴って蒸気流量の変動が大きくなるため、大きな音響共鳴を生じることがある。このような音響共鳴の現象は、発電プラントの配管構成や境界条件によって影響を受けるために発電プラントごとに振動特性が異なる。そのため、音響共鳴による振動の周波数、振幅、及び最大振幅の位置などを事前に予測することは困難である。

したがって、主蒸気系や各種機器の健全性を確保するためには、主蒸気系や各種機器の設計裕度を十分に大きく取って設計しておく必要がある。そこで、音響共鳴による圧力振動の増加によって生じる主蒸気系の配管及びバルブや各種機器の損傷を避けるために、主蒸気系の流路形状の適正化や構造強度の増大などの対策が採られており、このような事例及びその対策方法が例えば非特許文献１などに報告されている。

さらには、火力発電の分野において、ガスタービン燃焼室の音響振動を減衰させるためにヘルムホルツ共鳴管を利用した技術も非特許文献２などに開示されている。

NRC SPECIAL INSPECTION REPORT, 50-265/03-11 Journal of Engineering for Gas Turbines and Power, April 2004, Vol.126 P.271-275

しかしながら、上記従来技術においては、音響共鳴によって発生する蒸気乾燥器の損傷時に、蒸気に混入して搬送される水分のキャリオーバを測定し、蒸気乾燥器に何らかの不具合が生じてそのキャリオーバが制限値以上の値になったら沸騰水型原子炉を停止している。つまり、蒸気乾燥器の損傷を未然に防ぐためのインタロック機構は備えられていない。なお、原子力発電プラントの増出力時に発生する主蒸気系配管の変動圧力、加速度、あるいは歪などの測定が行われ、それらの測定結果によって沸騰水型原子炉を停止する技術は存在するが、蒸気乾燥器の損傷を未然に防ぐような対策はなされていない。また、音響共鳴に起因する圧力振動によって生じる主蒸気系の破損を防止するために設計裕度を大きくとることは、発電プラントの設備コストを高騰させる要因となる。さらに、ヘルムホルツ共鳴管を用いてガスタービン燃焼室の音響振動を減衰させる技術が知られているものの、沸騰水型原子炉における主蒸気系の圧力振動を抑制するためにヘルムホルツ共鳴管を利用する技術としては応用されていない。

すなわち、従来技術においては、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器の損傷を未然に防止するために主蒸気系の圧力振動を監視及び制御する技術は未だ存在していない。さらには、圧力振動が増加したときに原子炉で発生する蒸気流量を低下させて圧力振動を抑制しようとすると、発電プラントの稼働率及び発電電力量が低下して所望の電力を出力することができなくなる。

本発明は、以上のような事情に鑑みてなされたものであり、発電プラントの設備コストを高騰させたり原子炉の熱出力を低下させたりすることなく、主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動を効果的に抑制して原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させない沸騰水型原子炉、及び沸騰水型原子炉における音響振動抑制方法を提供することを目的とするものである。

本発明の沸騰水型原子炉においては、圧力センサが、蒸気ドーム及び蒸気配管からなる主蒸気系の圧力振動を常に監視・測定している。そして、測定された圧力振動が制限値を越えたら高圧タービンから給水加熱器へ抽気するための抽気弁の開度を絞り、原子炉圧力容器へ供給する給水の温度を低下させる。これによって、原子炉圧力容器内で発生する蒸気量が減少するので、主蒸気系を通過する蒸気流量が低下して音響共鳴に基づく圧力振動が抑制される。このとき、原子炉圧力容器へ供給する給水の温度と原子炉圧力容器から外部へ送出される蒸気の温度との差に基づくエンタルピ差（Ｅｓ）と、原子炉圧力容器から外部へ送出される蒸気流量（Ｑ）との積（Ｅｓ×Ｑ）が一定値になるように制御されるので、蒸気流量（Ｑ）が低下しても原子炉の熱出力を一定の値に維持させることができる。

また、本発明の沸騰水型原子炉においては、測定された圧力振動が制限値を越えたら、高圧タービンから給水加熱器へ抽気するための抽気弁の開度を絞って原子炉圧力容器へ供給する給水の温度を低下させると共に、ウラン燃料の核分裂反応をコントロールするための制御棒を制御して原子炉圧力容器内で発生する蒸気量をコントロールしている。これによって、蒸気流量（Ｑ）を低下させて圧力振動を抑制させると共に、エンタルピ差（Ｅｓ）を拡大させて発電電力量を適切な値に維持させることができる。

本発明の沸騰水型原子炉によれば、蒸気ドームや蒸気配管などの主蒸気系の圧力振動を監視し、圧力振動の変動レベルが制限値以上にならないように制御している。これによって、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器（ドライヤ）や各種機器の損傷を未然に防止することができる。

《概要》
本発明の沸騰水型原子炉は、主蒸気系における圧力振動の主たる要因が音響共鳴であることに着目し、その音響共鳴を回避するために、主蒸気系における圧力振動の変動を監視し、圧力振動が制限値以上にならないように、原子炉圧力容器に流入する給水の温度（エンタルピ）を制御すると共に、炉心シュラウド内のウラン燃料の核分裂生成エネルギをコントロールするための制御棒を制御して、原子炉圧力容器から流出する蒸気流量を制御する。

すなわち、高圧タービンから抽出される主蒸気の抽出量を絞って給水の加熱量を減らし、給水のエンタルピ（温度）を下げることによって原子炉圧力容器で発生する蒸気量を減少させる。その結果、主蒸気系を通過する蒸気流量を減少させて音響共鳴による圧力振動を抑制することができる。このとき、原子炉圧力容器の入口の給水温度と出口の蒸気温度との温度差に基づくエンタルピ差が拡大するので、蒸気流量を減少させても原子炉の熱出力を低下させる必要がない。つまり、高圧タービンからの主蒸気の抽出量を制御して給水温度を最適に制御することにより、原子炉圧力容器から出力される蒸気流量を低下させて圧力振動を抑制しても、原子炉の熱出力を低下させる必要がない。

さらに、高圧タービンからの主蒸気の抽出量を制御してエンタルピ差を大きくするように制御するとともに、ウラン燃料の核分裂反応をコントロールするための制御棒を制御することにより、発電電力を適切な値に維持することができる。本発明の沸騰水型原子炉では、このようにして原子炉の熱出力を低下させずに原子炉圧力容器から出力される蒸気流量を制御することによって、音響共鳴に起因する圧力振動を抑制して蒸気発生器や各種機器の損傷を防止することができる。

以下、図面を参照しながら本発明の沸騰水型原子炉について幾つかの実施の形態を詳細に説明する。

《第１の実施形態》
図１は、本発明の第１の実施形態による沸騰水型原子炉の蒸気系及び給水系を示す構成図である。原子炉圧力容器１の内部では、炉心シュラウド２に囲まれたウラン燃料（図示せず）が核分裂したときに生成された熱エネルギによって給水３が加熱気化され、そこで発生した蒸気４は気水分離器５及び蒸気乾燥器（ドライヤ）６によって水分が除去された後、蒸気ドーム７の中へ流入する。なお、気水分離器５で除去された水分は再び給水３に混入される。一方、原子炉圧力容器１の内部で生成された蒸気４は、蒸気ドーム７から蒸気配管８を通って高圧タービン９へ流入してその高圧タービン９を高速回転させる。さらに、高圧タービン９から排気された蒸気４は湿分分離器１０を介して低圧タービン１１へ流入してその低圧タービン１１を高速回転させる。このとき、高圧タービン９及び低圧タービン１１と図示しない発電機は１軸で構成されているので、高圧タービン９及び低圧タービン１１の回転によって発電機を高速回転させて所望の電力を発生させる。

さらに、低圧タービン１１を通過した蒸気４は復水器１２によって冷却され、給水３となって給水加熱器１３へ供給させる。給水加熱器１３は高圧タービン９から抽気弁１４を介して抽気された蒸気４によって加熱されるので、給水加熱器１３を通過する給水３は所定の温度に予備加熱されて、ポンプ１２ａによって再び原子炉圧力容器１の内部に送り込まれる。このようにして給水３が循環しながら原子炉圧力容器１内で再び蒸気４となって高圧タービン９及び低圧タービン１１へ送り込まれて発電機を高速回転させる。

さらに、制御棒駆動装置１５に取り付けられた制御棒１６が、原子炉圧力容器１の内部に挿入されている。この制御棒１６は、制御棒駆動装置１５によって炉心シュラウド２の内部のウラン燃料の核分裂反応をコントロールして、原子炉圧力容器１内で生成させる蒸気４の発生量を制御している。

また、原子炉圧力容器１には、蒸気ドーム７の内部で発生した変動圧力を検出するための圧力センサ１７が取り付けられ、蒸気配管８には、その蒸気配管８の内部で発生した変動圧力を検出するための圧力センサ１８が取り付けられている。圧力センサ１７及び圧力センサ１８で検出されたそれぞれの変動圧力の信号は、監視・制御装置１９へ送信され、監視・制御装置１９が、変動圧力の信号の大きさに基づいて抽気弁１４の開度を制御して、高圧タービン９から抽気されて給水加熱器１３へ供給される蒸気量の制御を行う。これによって、原子炉圧力容器１へ供給される給水の温度（エンタルピ）が制御され、その結果、蒸気４の発生量が制御されると共に、原子炉圧力容器１の入口の給水３の温度と原子炉圧力容器１の出口の蒸気４の温度との差に基づく原子炉圧力容器１の入出力のエンタルピ差が制御される。

次に、本発明の第１の実施形態の沸騰水型原子炉において、監視・制御装置１９が主蒸気系の変動圧力を監視しながら音響共鳴による圧力振動を抑制する動作の流れをフローチャートによって説明する。

図２は、図１に示す第１の実施形態の沸騰水型原子炉が音響共鳴による圧力振動を抑制する動作を示すフローチャートである。圧力センサ１７または圧力センサ１８が、蒸気ドーム７または蒸気配管８（つまり、主蒸気系）の音響共鳴による変動圧力を検出し（ステップＳ１）、検出した変動圧力が所定のレベルより大きいか否かを判定する（ステップＳ２）。検出した変動圧力が所定のレベルより大きくなければ、つまり、変動圧力が小さければ（ステップＳ２でＮｏ）、そのまま変動圧力の検出を継続するが、検出した変動圧力が所定のレベルより大きければ（ステップＳ２でＹｅｓ）、監視・制御装置１９が抽気弁１４を絞って高圧タービン９から給水加熱器１３へ供給する蒸気量を減少させる（ステップＳ３）。

これによって、給水加熱器１３の加熱温度が低下するので、復水器１２から給水加熱器１３を経由して原子炉圧力容器１へ供給される給水３の温度が低下する（ステップＳ４）。したがって、原子炉圧力容器１内における蒸気４の発生量が低下するので、蒸気ドーム７から蒸気配管８へ供給される蒸気流量（Ｑ）が低下する。さらに、原子炉圧力容器１へ供給される給水３の温度と原子炉圧力容器１から蒸気配管８へ出力される蒸気の温度との温度差が拡大する。つまり、原子炉圧力容器１の入口と出口のエンタルピ差（Ｅｓ）が拡大する（ステップＳ５）。

次に、フローチャートの最初に戻り、圧力センサ１７または圧力センサ１８が、蒸気ドーム７または蒸気配管８（つまり、主蒸気系）の音響共鳴による変動圧力を検出し（ステップＳ１）、検出した変動圧力が所定のレベルより大きいか否かを判定する（ステップＳ２）。検出した変動圧力が所定のレベルより大きくなければ、つまり、変動圧力が小さければ（ステップＳ２でＮｏ）、そのまま変動圧力の検出を継続するが、検出した変動圧力が所定のレベルより大きければ（ステップＳ２でＹｅｓ）、再度、監視・制御装置１９が抽気弁１４を絞って高圧タービン９から給水加熱器１３へ供給する蒸気量を減少させる（ステップＳ３）。

このようにして、蒸気ドーム７から蒸気配管８へ流れる蒸気流量を低下させることにより、蒸気ドーム７及び蒸気配管８からなる主蒸気系で発生する圧力振動を低下させて音響共鳴を抑制することができる。

すなわち、第１の実施形態の沸騰水型原子炉によれば、蒸気ドーム７または蒸気配管８に接続された圧力センサ１７，１８によって検出した変動圧力が所定の閾値を越えたら、監視・制御装置１９の制御によって高圧タービン９から給水加熱器１３に向かう抽気弁１４を絞り、原子炉圧力容器１へ供給される給水３の温度を低下させて蒸気流量を低下させる。これにより、蒸気ドーム７または蒸気配管８の音響共鳴による圧力振動を低下させることができる。このとき、原子炉圧力容器１の入出力のエンタルピ差が拡大するので、蒸気流量が低下しても、蒸気流量とエンタルピ差の積で決まる原子炉熱出力を低下させる必要がない。

第１の実施形態の沸騰水型原子炉では、上述のように抽気弁１４を制御することによって、原子炉熱出力を低下させることなく蒸気流量を小さくして音響共鳴に起因する圧力振動を抑えることができるので、増出力時においても原子炉圧力容器１内の蒸気乾燥器（ドライヤ）６やその他の機器を破損させるおそれはなくなる。

《第２の実施形態》
図３は、本発明の第２の実施形態による沸騰水型原子炉の蒸気系及び給水系を示す構成図である。図３に示す第２の実施形態の沸騰水型原子炉の構成が、図１に示す第１の実施形態の沸騰水型原子炉の構成と異なるところは、監視・制御装置１９が抽気弁１４に加えて制御棒駆動装置１５も制御している点である。その他の構成は全く同じであるので、重複する説明は省略する。

図４は、図３に示す第２の実施形態の沸騰水型原子炉が音響共鳴による圧力振動を抑制する動作を示すフローチャートである。したがって、図３に示す第２の実施形態の沸騰水型原子炉において、監視・制御装置１９が、主蒸気系の変動圧力を監視しながら音響共鳴による圧力振動を抑制する動作の流れを図４のフローチャートによって説明する。なお、フローチャートの流れについては、動作の流れの理解を容易にするために第１の実施の形態と重複する部分についても説明を行う。

圧力センサ１７または圧力センサ１８が、蒸気ドーム７または蒸気配管８（つまり、主蒸気系）の音響共鳴による変動圧力を検出する（ステップＳ１１）。検出した変動圧力が、所定のレベルより大きいか否かを判定する（ステップＳ１２）。検出した変動圧力が、所定のレベルより大きくなければ、つまり、変動圧力が、小さければ（ステップＳ１２でＮｏ）、そのまま変動圧力の検出を継続する。検出した変動圧力が、所定のレベルより大きければ（ステップＳ１２でＹｅｓ）、監視・制御装置１９が、抽気弁１４を絞って高圧タービン９から給水加熱器１３へ供給する蒸気量を減少させる（ステップＳ１３）。

これによって、給水加熱器１３の加熱温度が低下するので、復水器１２から給水加熱器１３を経由して原子炉圧力容器１へ供給される給水３の温度が低下する（ステップＳ１４）。したがって、原子炉圧力容器１内における蒸気４の発生量が低下するので、蒸気ドーム７から蒸気配管８へ供給される蒸気流量が低下する。さらに、原子炉圧力容器１へ供給される給水３の温度と原子炉圧力容器１から蒸気配管８へ出力される蒸気の温度との温度差に基づく原子炉圧力容器１の出入口のエンタルピ差が拡大する（ステップＳ１５）。

このとき、さらに監視・制御装置１９が、制御棒駆動装置１５を制御し、制御棒駆動装置１５が、制御棒１６によってウラン燃料の核分裂反応を制御する（ステップＳ１６）。これによって、原子炉圧力容器１内における蒸気４の発生量が低下するので、蒸気ドーム７から蒸気配管８へ供給される蒸気流量が低下する（ステップＳ１５）。

次に、蒸気流量（Ｑ）×エンタルピ差（Ｅｓ）が一定であるか否かを判定する（ステップＳ１７）。ここで、蒸気流量（Ｑ）×エンタルピ差（Ｅｓ）が一定でなければ（ステップＳ１７でＮｏ）、ステップＳ１３及びステップＳ１６に戻って、抽気弁１４を制御したり制御棒１６を制御したりして前述の処理を繰り返し、蒸気流量（Ｑ）×エンタルピ差（Ｅｓ）が一定になるようにする。

一方、ステップＳ１７で蒸気流量（Ｑ）×エンタルピ差（Ｅｓ）が一定であれば（ステップＳ１７でＹｅｓ）、蒸気流量（Ｑ）が低下しても一定の原子炉熱出力が得られる（ステップＳ１８）。つまり、原子炉圧力容器１の入口に供給される給水３の温度（エンタルピ）を意図的に下げることで蒸気４の発生量を低下させた場合（つまり、蒸気流量を低下させた場合）、原子炉圧力容器１の出口から出力される蒸気４の温度（エンタルピ）は一定であるので、原子炉圧力容器１の入口と出口の間のエンタルピ差が拡大することによって、蒸気流量（Ｑ）×エンタルピ差（Ｅｓ）で決まる原子炉熱出力を一定値に維持することができる。

次に、フローチャートの最初に戻り、圧力センサ１７または圧力センサ１８が、蒸気ドーム７または蒸気配管８（つまり、主蒸気系）の音響共鳴による変動圧力を検出する（ステップＳ１）。検出した変動圧力が、所定のレベルより大きいか否かを判定する（ステップＳ２）。検出した変動圧力が、所定のレベルより大きくなければ、つまり、変動圧力が、小さければ（ステップＳ２でＮｏ）、そのまま変動圧力の検出を継続する。検出した変動圧力が、所定のレベルより大きければ（ステップＳ２でＹｅｓ）、再度、監視・制御装置１９が、抽気弁１４を絞って高圧タービン９から給水加熱器１３へ供給する蒸気量を減少させる（ステップＳ３）。また、監視・制御装置１９が、制御棒駆動装置１５を制御し、制御棒駆動装置１５が、制御棒１６によってウラン燃料の核分裂反応を制御する（ステップＳ１６）。

このようにして、蒸気ドーム７から蒸気配管８へ流れる蒸気流量を低下させることにより、原子炉熱出力を落とすことなく、蒸気ドーム７及び蒸気配管８からなる主蒸気系で発生する変動圧力を低下させて音響共鳴を抑制することができる。

すなわち、第２の実施形態の沸騰水型原子炉によれば、蒸気ドーム７または蒸気配管８に接続された圧力センサ１７，１８によって検出した変動圧力の変動値が、所定の閾値を越えたら、監視・制御装置１９の制御によって高圧タービン９から給水加熱器１３に向かう抽気弁１４を絞り、原子炉圧力容器１へ供給される給水３の温度を低下させる。さらに、制御棒駆動装置１５によって、ウラン燃料への制御棒１６の挿入量を調整して核分裂生成エネルギを制御する。これによって、炉心シュラウド２内の発熱量を抑制して蒸気４の発生量を抑え、蒸気流量を低下させることができるので、蒸気ドーム７または蒸気配管８の音響共鳴による圧力振動を低下させることが可能となる。このとき、原子炉圧力容器１の出入口のエンタルピ差が拡大するので、蒸気流量が低下しても、蒸気流量×原子炉圧力容器１の入出力エンタルピ差で決まる原子炉熱出力を一定値に維持することができる。

第２の実施形態の沸騰水型原子炉では、上述のように抽気弁１４と制御棒１６の制御によって、原子炉熱出力を低下させることなく蒸気流量を小さくして音響共鳴に起因する圧力振動を抑えることができるので、増出力時においても原子炉圧力容器１内の蒸気乾燥器（ドライヤ）６やその他の機器を破損させるおそれはなくなる。尚、原子炉熱出力の値は、出力向上前の値と同じである必要はなく、圧力振動が許容値を超えない範囲で任意の所望の値に設定してもよい。そのため、ステップＳ１６では、制御棒を引き抜く操作も可能とする。

《まとめ》
以上説明したように、本発明の沸騰水型原子炉によれば、従来の沸騰水型原子炉に対して監視・制御装置を追加し、この監視・制御装置によって、高圧タービンから給水加熱器へ蒸気を抽気する抽気弁の開度を制御したり、ウラン燃料の核分裂エネルギを制御する制御棒を制御するだけで、主蒸気系を通過する蒸気流量を調整して音響共鳴に伴う圧力振動を抑制することができる。このとき、原子炉圧力容器へ供給される給水の温度とその原子炉圧力容器から蒸気配管へ送出される蒸気の温度との温度差であるエンタルピ差（Ｅｓ）が拡大するので、蒸気流量（Ｑ）が低下しても、エンタルピ差（Ｅｓ）と蒸気流量（Ｑ）の積（Ｅｓ×Ｑ）を一定の値に保持することができる。これによって、蒸気流量（Ｑ）を低下させても原子力発電プラントから出力される原子炉熱出力を一定値に保持することが可能となる。その結果、信頼性の高いレベルを維持しながら更なる増出力を可能にした原子力発電プラントを構築することができる。

本発明の第１の実施形態による沸騰水型原子炉の蒸気系及び給水系を示す構成図である。 図１に示す第１の実施形態の沸騰水型原子炉が音響共鳴による圧力振動を抑制する動作を示すフローチャートである。 本発明の第２の実施形態による沸騰水型原子炉の蒸気系及び給水系を示す構成図である。 図３に示す第２の実施形態の沸騰水型原子炉が音響共鳴による圧力振動を抑制する動作を示すフローチャートである。

符号の説明

１ 原子炉圧力容器
２ 炉心シュラウド
３ 給水
４ 蒸気
５ 気水分離器
６ 蒸気乾燥器（ドライヤ）
７ 蒸気ドーム
８ 蒸気配管
９ 高圧タービン
１０ 湿分分離加熱器
１１ 低圧タービン
１２ 復水器
１３ 給水加熱器
１４ 抽気弁
１５ 制御棒駆動装置
１６ 制御棒
１７，１８ 圧力センサ
１９ 監視・制御装置

Claims (10)

1. 原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器で発生した蒸気を該原子炉圧力容器の上部の蒸気ドームから外部へ輸送する蒸気配管と、該蒸気配管に連結して前記蒸気により駆動される高圧タービンと、該高圧タービンからの抽気により前記原子炉圧力容器へ供給する給水を加熱する給水加熱器と、該給水加熱器へ供給する抽気流量を調節するための抽気弁と、前記蒸気ドームと前記蒸気配管からなる主蒸気系に設置された圧力センサとを含んで構成される沸騰水型原子炉において、
   前記圧力センサが検出した前記主蒸気系の変動圧力の大きさに基づいて、前記抽気弁の開度を制御する監視・制御装置を備える
   ことを特徴とする沸騰水型原子炉。
2. 前記監視・制御装置は、前記給水加熱器が前記原子炉圧力容器へ供給する給水の温度と前記原子炉圧力容器から外部へ送出される蒸気の温度との差に基づくエンタルピ差（Ｅｓ）と、該原子炉圧力容器から外部へ送出される蒸気流量（Ｑ）との積（Ｅｓ×Ｑ）が一定値になるように、前記抽気弁の開度を制御する
   ことを特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉。
3. 前記監視・制御装置は、前記圧力センサが検出した前記主蒸気系の変動圧力が所定のレベルより大きいとき、前記抽気弁の開度を絞って前記給水加熱器から前記原子炉圧力容器へ供給する給水の温度を低下させる
   ことを特徴とする請求項１または請求項２に記載の沸騰水型原子炉。
4. 前記監視・制御装置が前記原子炉圧力容器へ供給する給水の温度を低下させたときは、前記給水の温度の低下度合に比例して前記エンタルピ差（Ｅｓ）を拡大させる
   ことを特徴とする請求項３に記載の沸騰水型原子炉。
5. 原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器で発生した蒸気を該原子炉圧力容器の上部の蒸気ドームから外部へ輸送する蒸気配管と、該蒸気配管に連結して前記蒸気により駆動される高圧タービンと、該高圧タービンからの抽気により前記原子炉圧力容器へ供給する給水を加熱する給水加熱器と、該給水加熱器へ供給する抽気流量を調節するための抽気弁と、前記蒸気ドームと前記蒸気配管からなる主蒸気系に設置された圧力センサと、前記原子炉圧力容器内のウラン燃料の核分裂反応を制御するための制御棒を駆動制御する制御棒駆動装置とを含んで構成される沸騰水型原子炉において、
   前記圧力センサが検出した主蒸気系の変動圧力の大きさに基づいて、前記抽気弁の開度を制御すると共に前記制御棒駆動装置を制御する監視・制御装置を備える
   ことを特徴とする沸騰水型原子炉。
6. 前記監視・制御装置は、前記給水加熱器が原子炉圧力容器へ供給する給水の温度と前記原子炉圧力容器から外部へ送出される蒸気の温度との差に基づくエンタルピ差（Ｅｓ）と、該原子炉圧力容器から外部へ送出される蒸気流量（Ｑ）との積（Ｅｓ×Ｑ）が一定値になるように、前記抽気弁の開度を制御すると共に前記制御棒駆動装置を制御する
   ことを特徴とする請求項５に記載の沸騰水型原子炉。
7. 前記監視・制御装置は、前記圧力センサが検出した前記主蒸気系の変動圧力が所定のレベルより大きいとき、前記抽気弁の開度を絞って前記給水加熱器から前記原子炉圧力容器へ供給する給水の温度を低下させると共に、前記制御棒駆動装置を制御して前記ウラン燃料の核分裂生成エネルギを制御して蒸気の発生量を低下させる
   ことを特徴とする請求項５または請求項６に記載の沸騰水型原子炉。
8. 前記監視・制御装置が前記原子炉圧力容器内の蒸気の発生量を低下させたときは、前記蒸気の発生量の低下度合に比例して前記エンタルピ差（Ｅｓ）を拡大させる
   ことを特徴とする請求項７に記載の沸騰水型原子炉。
9. 原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器で発生した蒸気を該原子炉圧力容器の上部の蒸気ドームから外部へ輸送する蒸気配管と、該蒸気配管に連結して前記蒸気により駆動される高圧タービンと、該高圧タービンからの抽気により前記原子炉圧力容器へ供給する給水を加熱する給水加熱器と、該給水加熱器へ供給する抽気流量を調節するための抽気弁と、前記蒸気ドームと前記蒸気配管からなる主蒸気系に設置された圧力センサとを含んで構成される沸騰水型原子炉における音響振動抑制方法において、
   前記主蒸気系で発生した音響共鳴に起因する変動圧力を検出するステップと、
   検出された変動圧力が最小となるように前記抽気弁の開度を制御するステップと、
   前記抽気弁の開度の制御によって実現された蒸気流量（Ｑ）と、前記原子炉圧力容器へ供給する給水の温度と該原子炉圧力容器から外部へ送出される蒸気の温度との差に基づくエンタルピ差（Ｅｓ）との積（Ｅｓ×Ｑ）が一定になるように、前記抽気弁の開度を再び制御するステップとを含む
   ことを特徴とする沸騰水型原子炉における音響振動抑制方法。
10. 原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器で発生した蒸気を該原子炉圧力容器の上部の蒸気ドームから外部へ輸送する蒸気配管と、該蒸気配管に連結して前記蒸気により駆動される高圧タービンと、該高圧タービンからの抽気により前記原子炉圧力容器へ供給する給水を加熱する給水加熱器と、該給水加熱器へ供給する抽気流量を調節するための抽気弁と、前記蒸気ドームと前記蒸気配管からなる主蒸気系に設置された圧力センサと、前記原子炉圧力容器内のウラン燃料の核分裂反応を制御するための制御棒を駆動制御する制御棒駆動装置とを含んで構成される沸騰水型原子炉における音響振動抑制方法において、
    前記主蒸気系で発生した音響共鳴に起因する変動圧力を検出するステップと、
    検出された変動圧力が最小となるように前記抽気弁の開度を制御すると共に制御棒駆動装置を制御するステップと、
    前記抽気弁の開度の制御と前記制御棒駆動装置の制御とによって実現された蒸気流量（Ｑ）と、前記原子炉圧力容器へ供給する給水の温度と該原子炉圧力容器から外部へ送出される蒸気の温度との差に基づくエンタルピ差（Ｅｓ）との積（Ｅｓ×Ｑ）が一定になるように、前記抽気弁の開度を再び制御するステップとを含む
    ことを特徴とする沸騰水型原子炉における音響振動抑制方法。

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