JPH0785115B2

JPH0785115B2 - Pressure tube reactor and operating method of the reactor

Info

Publication number: JPH0785115B2
Application number: JP62040318A
Authority: JP
Inventors: 国寿栗原; 和雄畦倉
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1987-02-25
Filing date: 1987-02-25
Publication date: 1995-09-13
Anticipated expiration: 2010-09-13
Also published as: JPS63208790A

Description

【発明の詳細な説明】〔産業上の利用分野〕本発明は、圧力管型原子炉に関するものである。TECHNICAL FIELD The present invention relates to a pressure tube reactor.

〔従来の技術〕[Conventional technology]

従来の圧力管型原子炉では、第５図に示すように、燃料
棒１を複数本束ねて燃料集合体を構成し、この燃料集合
体を圧力管２の中に装荷した構成であり、圧力管２の外
部には断熱材としてのガス（CO₂ガス等）を充填したギ
ヤツプ領域３を介してカランドリア管４が取巻いてお
り、その外部に中性子減速材５（重水等）が充填されて
いる。燃料棒内の核***で発生した熱を除去するため
に、圧力管２の内部を冷却材（軽水等）６が流されてい
る。重水減速沸騰軽水冷却圧力管型原子炉では、カラン
ドリア管の外部には減速材として重水が使われており、
冷却材である軽水は圧力管内に炉心下部から流入し、燃
料棒からの熱を受けて沸騰しつつ上部から流出してゆ
き、燃料集合体の軸方向平均ボイド率は約40％である。
このような圧力管型原子炉では、第６図に示すように、
前記圧力管２を多数格子状に配列して炉心を構成してお
り、減速材である重水はカランドリアタンク７の中に蓄
えられている。In a conventional pressure tube reactor, as shown in FIG. 5, a plurality of fuel rods 1 are bundled to form a fuel assembly, and the fuel assembly is loaded in a pressure tube 2. The outside of the tube 2 is surrounded by a calandria tube 4 via a gap region 3 filled with a gas (CO ₂ gas or the like) as a heat insulating material, and the outside is filled with a neutron moderator 5 (heavy water, etc.). There is. In order to remove the heat generated by the nuclear fission in the fuel rod, a coolant (light water or the like) 6 is flown inside the pressure pipe 2. Heavy water moderated boiling In a light water cooled pressure tube reactor, heavy water is used as a moderator outside the calandria tube.
Light water, which is a coolant, flows into the pressure tube from the lower part of the core, receives heat from the fuel rods, boils and flows out from the upper part, and the average axial void fraction of the fuel assembly is about 40%.
In such a pressure tube reactor, as shown in FIG.
A large number of the pressure pipes 2 are arranged in a lattice to form a core, and heavy water as a moderator is stored in a calandria tank 7.

圧力管型原子炉では、上記の構造によつて、定格出力で
運転中でも各圧力管ごとに燃料交換を可能とし、プラン
ト稼動率の向上、燃料の有効活用などを実現している。
また、圧力管内部の冷却材領域とカランドリア管外部の
減速材（重水）領域とを分離することにより、重水中に
混入する中性子吸収材（液体ポイズン）の量を調節して
出力を制御する方法が容易に適用できて炉心運用が簡素
化されると共に、燃料棒が圧力管内に束ねられているた
め外部の重水領域で減速された中性子に対する共鳴エネ
ルギーでの自己しやい効果が大きくなり、熱中性子の割
合が増えて中性子経済が向上し、燃料の利用率が向上す
るなどの利点がある。In the pressure tube reactor, the above structure enables the fuel exchange for each pressure tube even during operation at the rated output, thereby improving the plant operation rate and effectively utilizing the fuel.
Also, by separating the coolant region inside the pressure pipe and the moderator (heavy water) region outside the calandria pipe, the amount of neutron absorber (liquid poison) mixed in the heavy water is adjusted to control the output. Can be easily applied to simplify the core operation, and since the fuel rods are bundled in the pressure tube, the self-promoting effect of the resonance energy on the neutrons decelerated in the heavy water region outside becomes large, and There are advantages such as an increase in the proportion of neutrons, an improvement in the neutron economy, and an increase in the fuel utilization rate.

このような特長をもつ圧力管型原子炉において、燃料の
利用率をより一層高める方法が、従来から各種検討され
ている。燃料の利用率を高める基本的な考え方は、燃料
に含まれる燃料親物質を可能なかぎり多く核***性核種
に変換してやり、生じた核***性核種をできるだけ多く
核***させて発生する熱を取出すことである。即ち、燃
料の転換比を高めて多量の核***性核種を生成したの
ち、その生成核種をうまく設焼させることである。この
方法として、よく知られているのがスペクトル・シフト
法であり、初め中性子エネルギースペクトルをハード
（平均エネルギーを高く）にして燃料の転換比を高めて
炉心を運転して多量の核***性核種を生成しておき、後
半ではスペクトルをソフト（平均エネルギーを低く）に
して熱中性子利用率を高め、生成した核***性核種を多
量に燃焼させる方法である。In the pressure tube reactor having such characteristics, various methods for further increasing the utilization rate of fuel have been studied so far. The basic idea to increase the fuel utilization rate is to convert as much of the fuel parent material contained in the fuel into fissile nuclides as possible, and to fever the resulting fissile nuclides as much as possible to extract the heat generated. . That is, the conversion ratio of fuel is increased to generate a large amount of fissile nuclides, and then the generated nuclides are successfully burned. Well-known as this method is the spectrum shift method, in which the neutron energy spectrum is made hard (the average energy is high) to increase the fuel conversion ratio and operate the core to generate a large amount of fissile nuclides. In the latter half, the spectrum is softened (the average energy is lowered) to increase the thermal neutron utilization rate, and a large amount of the generated fissile nuclide is burned.

圧力管型原子炉では、冷却材領域と減速材領域が完全に
分離されているので、冷却能力に影響を及ぼすことな
く、減速材の量を制御することが可能であり、スペクト
ル・シフト法の採用に適した原子炉である。即ち、運転
期間の前半では重水の量を少なくしてスペクトルをハー
ドにし、後半では重水の量を増やして中性子の減速割合
を増大してスペクトルをソフトにすることができる。In a pressure tube reactor, the coolant region and moderator region are completely separated, so it is possible to control the amount of moderator without affecting the cooling capacity. A nuclear reactor suitable for adoption. That is, in the first half of the operation period, the amount of heavy water can be reduced to make the spectrum hard, and in the latter half of the operation period, the amount of heavy water can be increased to increase the deceleration rate of neutrons to make the spectrum soft.

このスペクトル・シフト法を実現するために、従来から
数多くのやり方が提案されている。従来技術の一つは、
重水中にボイド（気泡）を発生させ、そのボイド率を調
節してスペクトルを制御する方法である。しかし、この
方法は、ボイド率の空間的制御が困難で、炉心に不安定
をもたらす恐れがあり具体化していない。他の従来技術
として、重水中に中性子吸収断面積の小さい物質を混
ぜ、その量を調節してスペクトルを制御する方法があ
る。しかし、この方法も、要請される特性を持つ物質の
選定や混入後の重水からの分離などが難かしく、具体化
していない。他の従来技術として、重水領域内にさらに
配管をし、管内にのみ重水を注入し、その重水量を調節
してスペクトルを制御する方法がある。しかし、この方
法は、炉内構造が複雑になり製作性，信頼性等が劣化す
ると共に、構造材による中性子吸収により中性子経済も
低下する。In order to realize this spectrum shift method, many methods have been conventionally proposed. One of the conventional technologies is
This is a method of controlling the spectrum by generating voids (air bubbles) in heavy water and adjusting the void ratio. However, this method has not been embodied because it is difficult to spatially control the void fraction and may cause instability in the core. As another conventional technique, there is a method of mixing a substance having a small neutron absorption cross-section in heavy water and adjusting the amount to control the spectrum. However, this method has not been embodied because it is difficult to select a substance having the required characteristics and separate it from heavy water after mixing. As another conventional technique, there is a method in which a pipe is further provided in the heavy water region, heavy water is injected only into the pipe, and the amount of heavy water is adjusted to control the spectrum. However, in this method, the internal structure of the reactor becomes complicated and the manufacturability, reliability, etc. are deteriorated, and the neutron economy is also lowered by the neutron absorption by the structural material.

運転サイクルの間にスペクトルシフトを行う上記の方法
とは少し異なるが、通常の重水減速圧力管型原子炉に比
べ、スペクトルを大幅にハードにする従来技術として、
アールユイガルエトオル「アナライズイスオブ
ハイコンバータプレツシヤーチユーブレアク
ター（R.Yigal,et al“Analysis of High Convertor Pr
essure Tube Reactor"）（Nucl.Tech.,vol.73,210（198
6））に記載されている方法がある。この方法では、重
水領域に重水ではなくガスを充填（ボイド状態）して中
性子減速効果を弱めてスペクトルをハードにして転換比
を向上している。しかし、この方法では、炉心高さ方向
（圧力管の軸方向）の中性子漏洩が大きくなるため、圧
力管どうしが接触する程度まで圧力管のピツチをつめて
漏洩効果を小さくする必要があり、製作性に困難が生じ
る。Although slightly different from the above method of performing spectrum shift during the operation cycle, as a conventional technique that makes the spectrum significantly harder than a normal heavy water moderated pressure tube reactor,
R.Yigal, et al “Analysis of High Convertor Pr
essure Tube Reactor ") (Nucl.Tech., vol.73,210 (198
There is a method described in 6)). In this method, the heavy water region is filled with gas instead of heavy water (void state) to weaken the neutron moderating effect and harden the spectrum to improve the conversion ratio. However, with this method, the neutron leakage in the height direction of the core (axial direction of the pressure tube) becomes large, so it is necessary to pinch the pressure tube to the extent that the pressure tubes contact each other and reduce the leakage effect. There is difficulty in sex.

〔発明が解決しようとする問題点〕[Problems to be solved by the invention]

上記従来技術のうち、重水中でボイドの空間制御を行つ
たり、弱中性子吸収物質を混入取り出しする方法は、炉
心反応度や出力分布などの制御性について十分配慮され
ておらず、炉心が不安定になりやすいという問題があつ
た。また、重水領域内に重水管を設置する方法や圧力管
のピツチを極端に狭める方法は、スペースあるいは強度
の面からの配慮がされておらず、製作性及び中性子経済
の面で問題があつた。Among the above-mentioned conventional techniques, the method of performing void space control in heavy water and the method of mixing and extracting weak neutron absorbing materials do not give sufficient consideration to controllability such as core reactivity and power distribution, and There was a problem that it was likely to become stable. Also, the method of installing a heavy water pipe in the heavy water region and the method of narrowing the pitch of the pressure pipe extremely have not been considered in terms of space or strength, and have problems in terms of manufacturability and neutron economy. .

本発明の目的は、炉心特性が安定で制御性に勝れ、製作
が容易で中性子経済の良い圧力管型原子炉を提供するこ
とにある。An object of the present invention is to provide a pressure tube type reactor having stable core characteristics, excellent controllability, easy manufacture, and good neutron economy.

〔問題点を解決するための手段〕[Means for solving problems]

第１発明は、燃料集合体が装荷される炉心の領域に、中
性子エネルギースペクトルのハードな領域と、ソフトな
領域と、前記ハードな領域と前記ソフトな領域の各中性
子エネルギーの中間の中性子エネルギーを有する中間ス
ペクトル領域とを備えた圧力管型原子炉であり、第２発
明は、中性子減速材を内蔵した炉心の燃料集合体装荷領
域に、複数の原子炉燃料棒を束ねた燃料集合体を複数体
装荷して成る圧力管型原子炉において、前記炉心の中性
子エネルギースペクトルのハードな領域と、ソフトな領
域と、前記ハードな領域と前記ソフトな領域の各中性子
エネルギーの中間の中性子エネルギーを有する中間スペ
クトル領域との各領域に既存する前記燃料集合体のう
ち、前記中間スペクトル領域に既存する前記燃料集合体
を前記ソフトな領域に移し、前記ハードな領域に既存す
る前記燃料集合体を前記中間スペクトル領域に移し、こ
のような既存する燃料集合体の移し変えに基づき前記ハ
ードな領域に生じた空の前記燃料集合体装荷領域に初め
て前記炉心に装荷しようとする新たな燃料集合体を装荷
し、しかる後に前記圧力管型原子炉の運転を再開するこ
とを特徴とした圧力管型原子炉の運転方法である。A first aspect of the present invention provides a hard region of a neutron energy spectrum, a soft region, and a neutron energy intermediate between neutron energies of the hard region and the soft region in a core region in which a fuel assembly is loaded. A second aspect of the present invention is to provide a plurality of fuel assemblies in which a plurality of reactor fuel rods are bundled in a fuel assembly loading region of a core containing a neutron moderator therein. In a pressure tube type nuclear reactor loaded with a body, a hard region of a neutron energy spectrum of the core, a soft region, and an intermediate neutron energy intermediate between the neutron energies of the hard region and the soft region. Among the fuel assemblies existing in each region of the spectrum region, the fuel assembly existing in the intermediate spectrum region is defined as the soft region. And transferring the fuel assemblies existing in the hard region to the intermediate spectral region, to the empty fuel assembly loading region generated in the hard region based on the transfer of the existing fuel assemblies. It is a method of operating a pressure tube type reactor characterized in that a new fuel assembly to be loaded in the core is loaded for the first time, and then the operation of the pressure tube type nuclear reactor is restarted.

〔作用〕[Action]

第１発明および第２発明によれば、圧力管型原子炉の新
燃料集合体が炉心に装荷されると、その燃料集合体は、
まずは中性子エネルギースペクトルのハードな領域で反
応させて燃料転換比を向上させることにより、核***性
核種を蓄積する。次ぎに、その燃料集合体は中間スペク
トル領域に移されて再反応させ、燃料反応度を高める作
用を得、その後に、中性子エネルギースペクトルのソフ
トな領域で再々反応させて、再び反応度を高める作用を
得、単一燃料集合体からの発生出力量を増大させる。そ
の増大に際して、中性子エネルギースペクトルのハード
な領域からソフトな領域へ一気に燃料集合体を移すので
はなく、中間スペクトル領域に滞在経由させて移すの
で、燃料に大きな出力ピーキングを引き起こすこと無く
反応させ、出力分布を平坦化させ、出力制御性が良好と
なる作用が得られる。According to the first invention and the second invention, when the new fuel assembly of the pressure tube type reactor is loaded in the core, the fuel assembly is
First, by reacting in the hard region of the neutron energy spectrum to improve the fuel conversion ratio, fissile nuclides are accumulated. Next, the fuel assembly is transferred to the intermediate spectral region and re-reacted to obtain the action of increasing the fuel reactivity, and then it is re-reacted in the soft region of the neutron energy spectrum to increase the reactivity again. And increase the amount of output generated from a single fuel assembly. At the time of the increase, the fuel assembly is not transferred from the hard region to the soft region of the neutron energy spectrum at once, but is moved to the intermediate spectrum region via the stay, so that the fuel reacts without causing large output peaking and the output The effect of flattening the distribution and improving the output controllability can be obtained.

〔実施例〕〔Example〕

本発明の実施例にあつては、発明の目的は燃料集合体を
装荷した炉心領域を半径方向に複数領域に分割し、各領
域のカランドリア管外部の減速材領域に充填する減速材
を変えることにより、ハード・スペクトル領域（減速材
として重水ガス,Heガスなどの気体を使用）、ソフト・
スペクトル領域（減速材として重水や黒鉛など中性子減
速能の強い物質を使用）、及びそれらの中間的なスペク
トルをもつ中間スペクトル領域（減速材として重水に中
性子吸収材を混入したものや低密度の黒鉛などを使用）
を設けた炉心構成において、新燃料をハード・スペクト
ル領域に装荷し、次に、中間スペクトル領域、最後に、
ソフト・スペクトル領域と順次移してゆくと共に、各領
域ごとには、適当な運転サイクル数ずつ滞在させる燃料
交換法を採用することにより達成される。なお、炉心領
域の軸方向上下及び半径方向周辺部には、重水などの減
速材からなる中性子反射体領域を設置し、燃料集合体と
しては、軸方向中央部から上下端部にゆくに従つて反応
度が低くしてある多領域燃料集合体を装荷する。In an embodiment of the present invention, an object of the invention is to divide a core region loaded with a fuel assembly into a plurality of regions in a radial direction, and change a moderator to be filled in a moderator region outside the calandria pipe in each region. Allows for hard spectrum range (using heavy water gas, He gas, etc. as moderator), soft spectrum
Spectral region (using heavy water or graphite having a strong neutron moderating ability as a moderator), and an intermediate spectrum region having an intermediate spectrum between them (a mixture of neutron absorbing material in heavy water as a moderator or low density graphite) Etc.)
In the core configuration with the new fuel loaded in the hard spectral region, then in the intermediate spectral region, and finally,
This is achieved by adopting a refueling method in which the number of operating cycles is made to stay in each region while moving sequentially to the soft spectrum region. In addition, in the axial upper and lower and radial peripheral portions of the core region, neutron reflector regions made of moderators such as heavy water are installed, and as a fuel assembly, follow the axial center from the upper and lower ends. A multi-region fuel assembly with low reactivity is loaded.

重水減速軽水冷却圧力管型原子炉の減速材密度と無限増
倍率及び燃料転換比の関係の一例を第７図に示す。減速
材（重水）密度を下げてゆくと、無限増倍率か減少する
が、燃料転換比は増大し、ボイド時（重水密度〜零）に
最大となる。これは、減速材密度が下がると中性子の重
水原子核による減速効果が減るため、低エネルギー中性
子の割合が減り中性子の平均エネルギーが増す（中性子
エネルギースペクトルがハードになる）ので、共鳴エネ
ルギー領域で吸収される中性子割合が増えて燃料転換比
は増すと同時に無限増倍率は低下していくためである。
本発明は、圧力管型原子炉のこのようなスペクトル・シ
フト効果を利用するものであり、無限増倍率の燃焼変化
を示す第８図に基づいて説明する。新燃料は、ハード・
スペクトルのＩ領域に装荷され、定格出力を発生しつ
つ、この領域の高転換性を活かしてプルトニウム核***
性核種を蓄積する。運転と共に、Ｉ領域での燃料反応度
（無限増倍率の大きさに対応）が低下してゆくが、プル
トニウムの生成量をかせぐために最大限長期間滞在させ
た後、Ｉ領域での必要な燃料反応度を持たなくなつた段
階で中間スペクトルのII領域に移して、少しソフトなス
ペクトル場の中で燃料反応度を高めて運転する。同様に
して、II領域で燃焼して燃料反応度の低下した段階で、
もつともスペクトルのソフトなIII領域に移し、再び燃
料反応度を高めて運転し、単一燃料からの発生出力量
（取出燃焼度）を増大する。FIG. 7 shows an example of the relationship between the moderator density, the infinite multiplication factor, and the fuel conversion ratio of the heavy water moderated light water cooled pressure tube reactor. When the moderator (heavy water) density is lowered, the infinite multiplication factor decreases, but the fuel conversion ratio increases, and becomes the maximum at the time of void (heavy water density to zero). This is because when the moderator density decreases, the moderating effect of neutrons by heavy water nuclei decreases, the proportion of low-energy neutrons decreases, and the average energy of neutrons increases (neutron energy spectrum becomes hard), so it is absorbed in the resonance energy region. This is because the neutron ratio increases and the fuel conversion ratio increases, and at the same time, the infinite multiplication factor decreases.
The present invention utilizes such a spectrum shift effect of a pressure tube reactor, and will be described with reference to FIG. 8 showing the combustion change of infinite multiplication factor. New fuel is hard
The plutonium fissile nuclide is accumulated by utilizing the high conversion property of this region while being loaded in the I region of the spectrum and generating the rated output. The fuel reactivity in the I region (corresponding to the infinite multiplication factor) decreases with operation, but the fuel required in the I region after being allowed to stay for the longest time to gain plutonium production At the stage where the reactivity is lost, the intermediate spectrum is moved to the II region, and the fuel reactivity is increased in the slightly soft spectral field to operate. Similarly, at the stage where the fuel reactivity decreased by burning in the II region,
It is moved to the soft III region of the spectrum, and the fuel reactivity is increased again to operate to increase the output power (extracted burnup) from a single fuel.

即ち、本発明では、新燃料を燃料転換比の高いハード・
スペクトル領域へ装荷して多量の核***性プルトニウム
を生成しておき、つぎに、ソフト・スペクトルの領域II
及びIIIに順次移して、生成した核***生成物を効率よ
く最大限燃焼させるものである。That is, in the present invention, a new fuel is used as a hard fuel with a high fuel conversion ratio.
A large amount of fissile plutonium was generated by loading into the spectral region, and then the soft spectral region II
And III are sequentially transferred to efficiently burn the produced fission products to the maximum.

また、ボイド反応度係数が負であるハード・スペクトル
領域を設けたため、炉心全体のボイド反応度係数は負側
に移行する。Further, since the hard spectral region where the void reactivity coefficient is negative is provided, the void reactivity coefficient of the entire core shifts to the negative side.

以下、本発明の実施例をより具体的に第１図から第４図
までを使つて説明する。Hereinafter, an embodiment of the present invention will be described more specifically with reference to FIGS. 1 to 4.

第１図に示すのは、本発明の第１の実施例における原子
炉の垂直断面図であり、第２図は水平断面図である。こ
の炉心は径方向中心に減速材である気体の重水蒸気が循
環するガス領域８を、その外側にボロン溶液を含んだ重
水が循環するポイズン含有重水領域９を、さらにその外
側の重水領域10を有している。重水領域10は、第１図か
ら分るように、ガス領域８およびポイズン含有重水領域
９の上下部に広がり、中性子反射体として作用する。以
上にあげた各領域は、仕切板11によつて分離され、減速
材が混じらないようになつている。この炉心を、複数本
の圧力管が上下に貫通するがこれらの圧力管は減速材で
ある重水に直接触れないように、重水領域内ではカラン
ドリア管４内に置かれる。圧力管とカランドリア管との
間を断熱材である炭酸ガスが下から上へ循環する。ガス
領域を貫通する圧力管の場合、カランドリア管は中性子
反射体として作用する炉心上部及び下部の重水領域の部
分だけに置かれ、この隙間は重水蒸気の出入口となる。FIG. 1 is a vertical sectional view of a nuclear reactor according to the first embodiment of the present invention, and FIG. 2 is a horizontal sectional view thereof. In this core, a gas region 8 in which heavy water vapor of a moderator, which is a moderator, circulates in the radial center, a poison-containing heavy water region 9 in which heavy water containing a boron solution circulates, and a heavy water region 10 in the outer side of the gas region 8. Have As can be seen from FIG. 1, the heavy water region 10 spreads above and below the gas region 8 and the poison-containing heavy water region 9 and acts as a neutron reflector. Each of the above-mentioned areas is separated by the partition plate 11 so that the moderator is not mixed. A plurality of pressure pipes vertically penetrates the core, but these pressure pipes are placed in the calandria pipe 4 in the heavy water region so that they do not come into direct contact with the heavy water that is the moderator. Carbon dioxide, which is a heat insulating material, circulates from the bottom to the top between the pressure pipe and the calandria pipe. In the case of a pressure tube penetrating the gas region, the calandria tube is placed only in the upper and lower heavy water regions, which act as neutron reflectors, and this gap serves as the inlet and outlet for heavy water vapor.

上記圧力管内部には複数本の燃料棒１がクラスター状に
配置される。第３図にその断面図を示す。燃料棒内に
は、***性Pu富化度８％程度の混合酸化物（MOX）燃料
が充填されるが、図に示すように、上記端部の10cm〜20
cmの領域はプルトニウム富化度が上・下端部に向かつて
段階的に低くなるように構成されている。これはガス領
域８における軸方向出力ピーキング係数を下げるのが目
的である。A plurality of fuel rods 1 are arranged in a cluster inside the pressure tube. The sectional view is shown in FIG. The fuel rods are filled with mixed oxide (MOX) fuel with a splittable Pu enrichment of about 8%.
The cm region is configured so that the plutonium enrichment is gradually reduced toward the upper and lower ends. This is intended to reduce the axial output peaking coefficient in the gas region 8.

上記の実施例においては、新燃料集合体は径方向中心の
ガス領域に装荷する。ここでは、減速効果が小さいた
め、初期の余剰反応度が抑えられ、燃料転換比が高めら
れる。この領域で燃焼度が約30,000MWd/t程度になるま
で燃焼させた後、燃料交換時にこの燃料を外側のポイズ
ン含有重水領域９に装荷する。ここでは、重水中のボロ
ンにより、減速効果が増大したことによる余剰反応度を
押える。ここで、燃焼度が約45,000MWd/t程度に達する
まで燃焼させた後、その燃料集合体をさらに外側のポイ
ズンを含まない重水領域10に装荷し、燃焼度100,000MWd
/t程度まで燃焼させることができる。同じPu富化度の燃
料集合体を使つた従来の炉心に比べ、取出燃焼度は20％
以上増大する。In the above embodiment, the fresh fuel assembly is loaded in the gas region at the center in the radial direction. Here, since the deceleration effect is small, the initial excess reactivity is suppressed and the fuel conversion ratio is increased. After burning in this region until the burnup reaches about 30,000 MWd / t, this fuel is loaded in the poison-containing heavy water region 9 on the outside at the time of refueling. Here, the excess reactivity due to the increased deceleration effect is suppressed by the boron in the heavy water. Here, after burning until the burnup reaches about 45,000 MWd / t, the fuel assembly is further loaded into the heavy water region 10 that does not contain poison, and the burnup is 100,000 MWd / t.
Can burn up to about / t. 20% burnout rate compared to a conventional core using fuel assemblies with the same Pu enrichment
More than that.

また、炉心中央部にボイド反応度係数が負である気体減
速材領域を設けてあるので炉心全体のボイド反応度係数
も負側に移行し、過渡時及び事故時の安全性が向上す
る。Further, since the gas moderator region having a negative void reactivity coefficient is provided in the central portion of the core, the void reactivity coefficient of the entire core shifts to the negative side, and the safety at the time of transient and accident is improved.

次に、本実施例で減速材物質として用いている重水の循
環フローを第４図に示す。図に示すように、重水領域10
およびポイズン含有重水領域９から出てきた重水はそれ
ぞれポンプ15および冷却器16を通つて、制御棒案内管17
の上部から炉心内へ戻される。ポイズン含有重水領域内
のボロン濃度はボロン濃度調節器18により調節される。
ガス領域を循環する重水蒸気はカランドリア管と圧力管
との隙から出入する。ガス領域８から出てきた重水蒸気
はポンプを通つた後、冷却器で冷却され、再びカランド
リア管の隙間からガス領域へ戻される。冷却時に液化し
た重水は重水タンク19に一時貯えられ、適時に蒸気発生
器20によつて気化された後に炉心内に戻される。これら
の循環系は、重水が不足した時には重水タンク21から必
要なだけ補給される。Next, FIG. 4 shows a circulation flow of heavy water used as a moderator material in this example. Heavy water area 10
The heavy water coming out of the heavy water area 9 containing poison and poison passes through the pump 15 and the cooler 16, respectively, and the control rod guide pipe 17
Is returned to the core from the upper part of. The boron concentration in the poison-containing heavy water region is adjusted by the boron concentration adjuster 18.
Heavy water vapor circulating in the gas region enters and exits through the gap between the calandria tube and the pressure tube. After passing through the pump, the heavy water vapor discharged from the gas region 8 is cooled by the cooler and returned to the gas region again through the gap of the calandria pipe. The heavy water liquefied at the time of cooling is temporarily stored in the heavy water tank 19, vaporized by the steam generator 20 at appropriate time, and then returned to the core. These circulatory systems are replenished as needed from the heavy water tank 21 when there is a shortage of heavy water.

以上に述べた本実施例によれば、減速材として重水のみ
を用いてスペクトルシフト運転が可能である。このよう
に同一物質を用いているために、循環系の構造が複雑に
ならずにすむという利点がある。また、重水中のボロン
濃度は容易に調節できるため、制御が容易という利点も
ある。According to this embodiment described above, the spectrum shift operation can be performed using only heavy water as the moderator. Since the same substance is used, there is an advantage that the structure of the circulation system does not become complicated. Further, since the boron concentration in heavy water can be easily adjusted, there is an advantage that control is easy.

本実施例では、ガス領域８での減速材として重水蒸気を
用いたが、その代りにヘリウム，炭酸ガスなどを使用す
ることも可能である。このようなガスを用いた場合、重
水タンク19および蒸気発生器20が要らず、循環系が簡単
になる。とくに炭酸ガスを使用した場合、重水領域10お
よびポイズン含有重水領域９の圧力管とカランドリア管
との間を流れる炭酸ガスと循環系を共有できるので、プ
ラント構成がとくに簡単になるという利点がある。In this embodiment, heavy water vapor is used as the moderator in the gas region 8, but helium, carbon dioxide gas or the like may be used instead. When such a gas is used, the heavy water tank 19 and the steam generator 20 are not required, and the circulation system is simplified. Particularly when carbon dioxide gas is used, the carbon dioxide gas flowing between the pressure pipe and the calandria pipe in the heavy water region 10 and the poison-containing heavy water region 9 can share the circulation system, so that there is an advantage that the plant configuration becomes particularly simple.

また、本実施例では炉心を囲む中性子反射体を重水領域
としたが、中性子反射体の部分だけを仕切板で分離し、
そこを軽水領域とすることが考えられる。その方法によ
れば重水の使用量を減らし、原子炉の製作コストを低減
できる。また、中性子反射体領域に黒鉛を置くことによ
つても同様の効果が得られるものと考えられる。Further, in this example, the neutron reflector surrounding the core was a heavy water region, but only the part of the neutron reflector was separated by the partition plate,
It may be possible to use it as a light water area. According to this method, the amount of heavy water used can be reduced and the manufacturing cost of the nuclear reactor can be reduced. Moreover, it is considered that the same effect can be obtained by placing graphite in the neutron reflector region.

さらに、ここでは燃料の余剰反応度を押えるために、重
水領域の一部にボロンを混入した。それに代る方法とし
てピロン酸などの物質をこの領域の重水中に混入させる
ことも考えられる。これは重水素の個数密度を小さくす
ることによつて中性子束スペクトルを硬化させ、余剰反
応度を押えるものであり、燃料転換比が改善されるとい
う利点がある。Further, here, boron is mixed in a part of the heavy water region in order to suppress the excess reactivity of the fuel. As an alternative method, a substance such as pyronoic acid may be mixed in the heavy water in this region. This is to reduce the number density of deuterium to harden the neutron flux spectrum and suppress the excess reactivity, and has the advantage of improving the fuel conversion ratio.

最後に、本実施例では燃料としてMOX燃料を使用した
が、濃縮ウラン燃料を使用することも可能である。ま
た、ガス領域の軸方向出力分布を平坦化するため、プル
トニウム富化度（あるいはウラン濃縮度）を軸方向に変
化させる方法を用いたが、別の方法として燃料ペレツト
の密度を変える方法、中空ペレツトを使用する方法など
も考えられる。Finally, although MOX fuel was used as the fuel in this example, enriched uranium fuel can also be used. Also, in order to flatten the axial power distribution in the gas region, a method of changing the plutonium enrichment (or uranium enrichment) in the axial direction was used, but as another method, a method of changing the fuel pellet density, hollow A method using a pellet is also possible.

本発明の第２の実施例を第９図から第11図までを用い
て、以下に説明する。A second embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 9 to 11.

第９図は第２の実施例による原子炉の垂直断面図、第10
図は水平断面図である。この炉心は径方向中心部にガス
領域８を、その外側に重水領域10を、さらにその外側に
軽水・重水混合領域22を有している。これらの３領域の
外側を中性子反射体である重水層23が取囲んでいる。FIG. 9 is a vertical sectional view of a reactor according to the second embodiment, FIG.
The figure is a horizontal sectional view. This core has a gas region 8 at the center in the radial direction, a heavy water region 10 outside thereof, and a light water / heavy water mixed region 22 outside thereof. A heavy water layer 23, which is a neutron reflector, surrounds the outside of these three regions.

本実施例では、新燃料集合体は径方向中心のガス領域８
で燃焼させた後、外側の重水・軽水混合領域22で燃焼さ
せ、その後、中間部にある重水領域10に装荷して燃焼さ
せる。この例では重水・軽水混合領域22での中性子を過
減速状態とすることにより、ガス領域から取出した燃料
の余剰反応度を押えている。重水・軽水混合領域は燃料
転換比が低いため、ここでの滞在期間は他の２領域での
滞在期間よりも短くする。なお、これらの各領域を径方
向に内側から上記の順序で配置したのは、隣接する領域
間の中性子スペクトルの差を小さくするためであり、領
域間の出力ミスマツチが小さくできる。なお、この効果
を期待しないで、重水領域を最外層に置けば、この領域
と重水反射体とのしきり板が不要となり、構造が簡素化
される。In the present embodiment, the fresh fuel assembly has a gas region 8 at the center in the radial direction.
After being burned in (2), it is burned in the outer heavy water / light water mixing region (22), and then loaded and burned in the heavy water region (10) in the middle part. In this example, the excessive reactivity of the fuel extracted from the gas region is suppressed by setting the neutrons in the heavy water / light water mixing region 22 in an over-decelerated state. Since the fuel conversion ratio in the heavy water / light water mixed region is low, the stay period here is shorter than the stay period in the other two regions. The reason for arranging these regions in the above-mentioned order from the inside in the radial direction is to reduce the difference in neutron spectrum between adjacent regions, and to reduce the output mismatch between the regions. If the heavy water region is placed in the outermost layer without expecting this effect, a partition plate between this region and the heavy water reflector becomes unnecessary, and the structure is simplified.

第11図は、本実施例における減速材の循環系統図であ
る。この例では、循環ループの一つが軽水・重水混合物
のループになり、軽水補給用の軽水タンク24が加わる。
また、中性子反射体である重水層23が仕切板によつて分
離されているため、重水循環ループが一つ増加する。FIG. 11 is a circulation system diagram of the moderator in this embodiment. In this example, one of the circulation loops becomes a loop of a mixture of light water and heavy water, and a light water tank 24 for supplementing light water is added.
Further, since the heavy water layer 23, which is a neutron reflector, is separated by the partition plate, the heavy water circulation loop is increased by one.

以上に述べたように、第２の実施例によれば、重水中に
ボロンなどのポイズンを含有させる代りに、軽水・重水
混合物を使用することによつても圧力管型原子炉のスペ
クトルシフト運転が実現できる。この方法を用いると、
重水の使用量を減らすことができ、その分だけ建設コス
トを低減できると考えられる。As described above, according to the second embodiment, instead of containing poison such as boron in heavy water, the use of a mixture of light water and heavy water also enables the spectrum shift operation of the pressure tube reactor. Can be realized. With this method,
It is considered that the amount of heavy water used can be reduced and the construction cost can be reduced accordingly.

この実施例では炉心内の重水領域と、中性子反射体であ
る重水層23とを分離したが、両者の間の仕切板を除いて
一領域とすることも考えられる。この場合、重水循環ル
ープの数が一削減できる。また、反射体を軽水層あるい
は黒鉛領域とすることにより、重水使用量を低減できる
のは第１の実施例の場合と同様である。In this embodiment, the heavy water region in the core and the heavy water layer 23, which is the neutron reflector, are separated, but it is conceivable that the partition plate between them is made one region. In this case, the number of heavy water circulation loops can be reduced by one. Further, the amount of heavy water used can be reduced by making the reflector a light water layer or a graphite region, as in the case of the first embodiment.

第12図には第３の実施例を示す。この実施例では、ガス
領域８の外側に黒鉛領域25を、その外側に重水領域10を
置く。ガス領域を上下から、反射体として黒鉛領域が挟
んでいる。これらの各領域を圧力管２が上下に貫通して
いる。FIG. 12 shows a third embodiment. In this embodiment, the graphite region 25 is placed outside the gas region 8 and the heavy water region 10 is placed outside the graphite region 25. A graphite region is sandwiched as a reflector from above and below the gas region. The pressure pipe 2 vertically penetrates each of these regions.

この例では、燃料はまずガス領域に装荷され、次に黒鉛
領域へ、最後に重水領域に装荷される。In this example, the fuel is first loaded into the gas region, then into the graphite region, and finally into the heavy water region.

この実施例によれば重水の使用量は少なく、循環系も簡
単な構造になる。また、軽水やボロンを使用する場合と
異なり、燃料転換比が高くなるという利点がある。According to this embodiment, the amount of heavy water used is small and the circulation system has a simple structure. Also, unlike the case of using light water or boron, there is an advantage that the fuel conversion ratio becomes high.

本実施例では、最外層のもつともスペクトルのソフトな
領域の中性子減速材として重水を使用しているが、これ
を黒鉛に代え、その内側の領域の黒鉛の密度を下げてス
ペクトルをよりハードにし本発明の原理を実現すること
もできる。この場合、減速材としては液体の重水が不要
で、気体と個体だけですむため重水処理系等が削除で
き、プラントが簡素化できる。In this example, heavy water is used as the neutron moderator in the softest region of the spectrum with the outermost layer, but this is replaced with graphite, and the density of graphite in the inner region is lowered to make the spectrum harder and the book The principles of the invention may also be implemented. In this case, the moderator does not need liquid heavy water, and only the gas and solids are needed, so that the heavy water treatment system can be deleted and the plant can be simplified.

なお、個体減速材としては、黒鉛以外にもBe,Liなどの
化合物の使用も考えられる。In addition to graphite, it is also possible to use compounds such as Be and Li as solid moderators.

次に、第４の実施例について、第13図から第15図まで使
つて説明する。Next, a fourth embodiment will be described with reference to FIGS. 13 to 15.

第13図は、この実施例の炉心の垂直断面を示し、第14図
は、水平断面を示す。これらの図から分るように、本実
施例では、炉心領域を２領域に分割（いままでの実施例
では３領域）したことが特徴である。炉心の内側に減速
材領域としてガス領域８を有し、その外側に減速材領域
としてポイズン含有重水領域９を有しており、第15図に
示すように、新燃料を内側のハードスペクトルで転換比
の高い領域に最初装荷して核***性Puを多量に蓄積した
後、ソフトスペクトルで高反応度の外側領域に移して、
蓄積したPuを有効に消費して多量の発熱を行うものであ
る。いままでの実施例ではハードスペクトル領域から取
出された燃料を直ちにソフトスペクトル領域に移すと、
その燃料に大きな出力ピーキングが生じ運転制限値に抵
触するので燃料の反応度を低くした中間スペクトル領域
を設けてこの問題を回避していた。本実施例では、この
問題を回避する方法として、ガドリニア等の可燃性吸収
材を燃料に添加してソフトスペクトル領域に装荷された
ときの出力ピーキングの増大を低減する方法（ハードス
ペクトル領域では可燃性吸収材による反応度低下は小さ
い）などを採用するので、炉心領域の分割数を減らすこ
とができ、炉内構造物を簡素化できる。従来炉心に比べ
て取出燃焼度が増大し、ボイド反応度係数が負側に移行
するなどの改善効果は、前記の実施例と同様に実現でき
る。FIG. 13 shows a vertical cross section of the core of this embodiment, and FIG. 14 shows a horizontal cross section. As can be seen from these figures, the present embodiment is characterized in that the core region is divided into two regions (three regions in the previous embodiments). A gas region 8 as a moderator region is provided inside the core, and a poison-containing heavy water region 9 as a moderator region is provided outside the core region. As shown in FIG. 15, the new fuel is converted into a hard spectrum inside. After loading the high-ratio region first to accumulate a large amount of fissile Pu, it was transferred to the outer region of high reactivity by soft spectrum,
The accumulated Pu is effectively consumed to generate a large amount of heat. In the examples so far, if the fuel taken from the hard spectral region is immediately transferred to the soft spectral region,
Since a large output peaking occurs in the fuel and it violates the operation limit value, an intermediate spectral region in which the reactivity of the fuel is lowered is provided to avoid this problem. In this embodiment, as a method of avoiding this problem, a method of adding an inflammable absorbent such as gadolinia to the fuel to reduce an increase in output peaking when loaded in the soft spectrum region (combustibility in the hard spectrum region) Since the decrease in reactivity due to the absorber is small), the number of divisions of the core region can be reduced, and the internal structure of the reactor can be simplified. The improvement effect that the extraction burn-up is increased and the void reactivity coefficient is shifted to the negative side as compared with the conventional core can be realized as in the above-mentioned embodiment.

なお、外側領域の減速材である重水に混入する¹⁰Bなど
のポイズンは、主として１サイクル運転期間中の余剰反
応度の制御のために用い、ポイズン濃度を調節してこれ
を行う。Poisons such as ¹⁰ B mixed in heavy water as a moderator in the outer region are mainly used for controlling excess reactivity during one cycle operation, and the poison concentration is adjusted to do this.

トリチウムの集収・処理技術が進歩した段階で、圧力管
内を流れる冷却材として重水を使用することにすれば、
本発明の炉心のハード・スペクトル領域では燃料転換比
が1.0以上となり、燃料の利用率をさらに向上できる。At the stage of advanced tritium collection and treatment technology, if heavy water is used as the coolant flowing in the pressure pipe,
In the hard spectrum region of the core of the present invention, the fuel conversion ratio becomes 1.0 or more, and the fuel utilization rate can be further improved.

また、ひふく管材料やスペーサなどの技術が進歩し、圧
力管内に装荷される燃料集合体の燃料棒ピツチを狭める
ことができたならば、本発明のハード・スペクトル領域
では燃料転換比を1.0以上とすることができ、燃料の利
用率を大幅に向上できる。Further, if the technology such as the tube material and spacer is advanced and the fuel rod pitch of the fuel assembly loaded in the pressure tube can be narrowed, the fuel conversion ratio in the hard spectrum region of the present invention is 1.0. As described above, the fuel utilization rate can be significantly improved.

いずれの実施例であっても、圧力管型原子炉の炉心構造
の特長を活かした大幅なスペクトルシフト運転ができる
ので、燃料中の親物質を有効に利用することができ（燃
料利用率の向上）、経済的であると同時に、中性子スペ
クトルのハードな領域を設けたために、炉心のボイド反
応度係数が従来の炉心に比べ負側に移行するため、過渡
時あるいは事故時の安全性が向上する。In any of the examples, a large spectrum shift operation that makes use of the features of the core structure of the pressure tube reactor can be performed, so that the parent substance in the fuel can be effectively used (improvement of the fuel utilization rate ), At the same time as being economical, because the hard region of the neutron spectrum is provided, the void reactivity coefficient of the core shifts to the negative side compared to the conventional core, which improves the safety during transients or accidents. .

さらには、圧力管のピツチを極端に狭める必要がなく、
信頼性と製作性において良好である。Furthermore, it is not necessary to extremely narrow the pitch of the pressure pipe,
Good reliability and manufacturability.

又、ハードスペクトル領域ではボイドの空間制御及び弱
中性子吸収物質の混入・取り出し作業をともなわないの
で、炉心反応度や出力分布の制御性が良好となる。Further, in the hard spectrum region, since the void space control and the work of mixing and taking out the weak neutron absorbing material are not involved, the controllability of the core reactivity and the power distribution becomes good.

〔発明の効果〕〔The invention's effect〕

特許請求の範囲の第１項目に記載の発明によれば、燃料
利用率が向上するので経済的である上に、炉心反応度や
出力分布の制御性が良好となる効果が得られる。According to the invention described in the first item of the claims, the fuel utilization rate is improved, so that it is economical, and the controllability of the core reactivity and the power distribution is improved.

特許請求の範囲の第２項目に記載の発明によれば、特許
請求の範囲の第１項目に記載の発明による効果と同じ効
果を方法として提供できる。According to the invention described in the second item of the claims, the same effect as the effect by the invention described in the first item of the claims can be provided as a method.

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

第１図は本発明の第１実施例における炉心の垂直断面
図、第２図はその水平断面図、第３図（ａ）は第１図中
で使用している燃料集合体の断面図、第３図（ｂ）は第
３図（ａ）のＡ−Ａ′断面図、第４図は上記炉心の減速
材循環フローの図、第５図は燃料集合体の水平断面図、
第６図は炉心水平断面図、第７図は減速材密度による無
限増倍率及び燃料転換比の変化のグラフ図、第８図は本
発明の第１実施例と従来例とにおける無限増倍率と燃焼
度との関係グラフ図、第９図は本発明の第２実施例にお
ける炉心の垂直断面図、第10図は同じく水平断面図、第
11図は同じく減速材循環フロー図、第12図は本発明の第
３実施例における減速材循環フロー図、第13図および第
14図は第４実施例における炉心の垂直および水平各断面
図、第15図は第４実施例と従来例とにおける無限増倍率
と燃焼度との関係グラフ図である。１……燃料棒、２……圧力管、３……ギヤツプ領域、４
……カランドリア管、５……減速材、６……冷却材、７
……カランドリア・タンク、８……ガス領域、９……ポ
イズン含有重水領域、10……重水領域、11……仕切板、
12……高富化度燃料、13……中富化度燃料、14……低富
化度燃料、15……ポンプ、16……冷却器、17……制御棒
案内管、18……ボロン濃度調節器、19……重水タンク、
20……蒸気発生器、21……重水タンク、22……軽水・重
水混合領域、23……重水層、24……軽水タンク、25……
黒鉛領域。1 is a vertical sectional view of a core in a first embodiment of the present invention, FIG. 2 is a horizontal sectional view thereof, and FIG. 3 (a) is a sectional view of a fuel assembly used in FIG. 3 (b) is a sectional view taken along the line AA 'in FIG. 3 (a), FIG. 4 is a diagram showing a moderator circulation flow in the core, and FIG. 5 is a horizontal sectional view of a fuel assembly.
FIG. 6 is a horizontal sectional view of the core, FIG. 7 is a graph showing changes in infinite multiplication factor and fuel conversion ratio depending on moderator density, and FIG. 8 is infinite multiplication factor in the first embodiment of the present invention and the conventional example. FIG. 9 is a vertical sectional view of the core in the second embodiment of the present invention, FIG. 10 is a horizontal sectional view of the same, and FIG.
FIG. 11 is also a moderator circulation flow chart, FIG. 12 is a moderator circulation flow chart in the third embodiment of the present invention, FIG. 13 and FIG.
FIG. 14 is a vertical and horizontal sectional view of the core in the fourth embodiment, and FIG. 15 is a graph showing the relationship between infinite multiplication factor and burnup in the fourth embodiment and the conventional example. 1 ... fuel rod, 2 ... pressure tube, 3 ... gear region, 4
...... Calandria tube, 5 ...... Moderator, 6 …… Coolant, 7
...... Calandria tank, 8 ... Gas region, 9 ... Poison-containing heavy water region, 10 ... Heavy water region, 11 ... Partition plate,
12 …… High enrichment fuel, 13 …… Medium enrichment fuel, 14 …… Low enrichment fuel, 15 …… Pump, 16 …… Cooler, 17 …… Control rod guide tube, 18 …… Boron concentration adjustment Vessel, 19 ... heavy water tank,
20 …… Steam generator, 21 …… Heavy water tank, 22 …… Light water / heavy water mixing area, 23 …… Heavy water layer, 24 …… Light water tank, 25 ……
Graphite area.

Claims

【特許請求の範囲】[Claims]

【請求項１】燃料集合体が装荷される炉心の領域に、中
性子エネルギースペクトルのハードな領域と、ソフトな
領域と、前記ハードな領域と前記ソフトな領域の各中性
子エネルギーの中間の中性子エネルギーを有する中間ス
ペクトル領域とを備えた圧力管型原子炉。1. A core region loaded with a fuel assembly is provided with a neutron energy spectrum in a hard region, a soft region, and a neutron energy intermediate between neutron energies of the hard region and the soft region. A pressure tube reactor with an intermediate spectral region having.

【請求項２】中性子減速材を内蔵した炉心の燃料集合体
装荷領域に、複数の原子炉燃料棒を束ねた燃料集合体を
複数体装荷して成る圧力管型原子炉において、前記炉心
の中性子エネルギースペクトルのハードな領域と、ソフ
トな領域と、前記ハードな領域と前記ソフトな領域の各
中性子エネルギーの中間の中性子エネルギーを有する中
間スペクトル領域との各領域に既存する前記燃料集合体
のうち、前記中間スペクトル領域に既存する前記燃料集
合体を前記ソフトな領域に移し、前記ハードな領域に既
存する前記燃料集合体を前記中間スペクトル領域に移
し、このような既存する燃料集合体の移し変えに基づき
前記ハードな領域に生じた空の前記燃料集合体装荷領域
に初めて前記炉心に装荷しようとする新たな燃料集合体
を装荷し、しかる後に前記圧力管型原子炉の運転を再開
することを特徴とした圧力管型原子炉の運転方法。2. A pressure tube reactor comprising a plurality of fuel assemblies bundled with a plurality of reactor fuel rods loaded in a fuel assembly loading region of a core containing a neutron moderator, wherein the neutrons of the core are provided. Of the fuel assembly existing in each region of the hard region of the energy spectrum, the soft region, and the intermediate region having an intermediate neutron energy between the hard region and each neutron energy of the soft region, The fuel assembly existing in the intermediate spectral region is moved to the soft region, the fuel assembly existing in the hard region is moved to the intermediate spectral region, and such existing fuel assembly is transferred. Based on this, a new fuel assembly to be loaded into the core for the first time is loaded into the empty fuel assembly loading area generated in the hard area, and thereafter, The method of operating a pressure tube reactor which is characterized by resuming the operation of the pressure tube reactor.