本发明涉及用轻水慢化和冷却的核反应堆，并涉及操作此种反应堆的方法，操作方法的程序包括，在具有大体上为热中子能谱的操作相位之前，只要核燃料的放射性是高的，就存在的一个具有“硬化”核能谱的第一相位。 法国专利2，535，509描述一种操作轻水慢化和冷却的核反应堆的方法，该种反应堆包括一个由浸入轻水的燃料组件组成的堆芯，燃料组件在一定时间间隔后至少被部分替换（随反应堆的操作周期而定）。多根由一种吸收低能中子的材料所制成的杆被引入堆芯，以便在周期的第一相位期间，为了减小堆芯中慢化剂体积和裂变材料体积之间的比例和为了使中子能谱向高能移动而变化中子的能谱。能谱移动杆在周期的第二相位期间被移出。
能谱变化杆的材料包括在中子的作用下能够转变为裂变核的可转换核，这种材料可以是U-235贫化了的氧化铀。
可转换的铀238俘获中子后产生钚，钚可以通过对能谱移动杆进行再处理来提取。因为能谱移动杆只是在周期的第一相位期间停留在反应堆堆芯中，而后来被移入到反应堆的上部内部部件中了，所以在操作周期之后的卸料期间能谱移动杆的平均辐照比燃料组件的平均辐照要小得多。因此，能谱移动杆中所包含的钚其质量比从核燃料中所做得的要好得多。代表这一点的是钚239的量较高而所谓“核反应链末端的同位素”即钚241和钚242的量较低。因为建造一家化学提取工厂所产生的技术和经济问题比建造一家同位素分离工厂所产生的问题要小得多，所以在法国专利2，535，509中所公开的操作方法可以产生增值。
使用钍作为可转换材料以代替贫化铀，大体上产生同样的问题，因为钍232在吸收中子后产生铀233，铀233也是裂变材料，而它可以通过化学提取的方法从钍中分离出来。
本发明的一个目的是，在用含可转换材料的能谱移动杆操作那些能谱移动反应堆以减小操作周期第一相位期间堆芯中的慢化水含量时，减少与此伴随的增值的危险性而并不对中子学的有关过程产生有害影响。
正是由于这一目的，本发明提出了一种在法国专利2，535，509中所描述的那种类型的方法，其中能谱变化杆的可转换材料包括钍和贫化铀的混合物，混合物的典型比例是铀相对于铀钍总量为2～20%（重量）。
实际上，贫化铀常常可以通过再处理含有约0.2%残余U235的废旧核燃料来获取，而燃料组件中所含的材料为铀235富集程度达4.2℃（重量）的铀。为了有可能使用其U235含量只是稍微大于天然含量的铀，可以用钚代替部分的铀235。铀和钍在能谱移动杆中必须紧密地混合在一起，使得不可能把它们机械地分开。使用通过烧结铀针氧化物的紧密混合物而得到的芯块，可以达到这一结果。
因为铀235和钍是混合的，所以不可能从受辐照的可转换材料中化学分离铀的裂变同位素233。因为当能谱移动杆的铀含量较低时能谱移动杆中钚239的自屏蔽要小得多，所以由于pu240和pu242的比率增高，在典型的辐照率之后所获得的钚其质量比较低。通常，将可转换材料的贫化铀含量降低到约10%就足够了。但是，如果希望的质量进一步下降，贫化铀含量可以降低到更低水平，比如说降低到5%甚至更低。对5%的含量，铀235相对于残余铀238的比率可以保持足够小，使其质量并不产生增值问题。
本发明也提供了一种实现刚才所述方法的反应堆。在该反应堆中，每根能谱变化杆由一束可在燃料组件导管中移动的棒组成，每根含可转换材料的棒由U-235贫化了的铀和钍的混合物构成，贫化铀的含量小于20%。贫化铀的百分率将根据不同的参数而选定，特别是根据移出能谱变化杆之前的辐照率，杆中所用铀的贫化量和所希望的钚的降解程度。
从下面作为例子给出的一个具体实施例的描述和从与先有技术的比较中，将可以更清楚地理解本发明。
本发明将被描述为应用于压水型核反应堆，它可以具有在法国专利2，535，508中所描述的一般构造。这样一种反应堆的堆芯由并列地安置在下堆芯板上的燃料组件构成，而上部内部部件就安装在燃料组件的上方。每个燃料组件包括一束间隔放置和排布成规则阵列的燃料棒，这种阵列可以是正方形的或三角形的。象第一种情况下组件通常具有方形截面，在第二种情况下组件通常具有六角形截面。在阵列的某些节点处，燃料棒被导管所替代，导管可以滑动地装入控制棒束或能谱变化棒束，每簇棒束构成一根“杆”。棒束可以在将棒插入堆芯的位置和用控制机构升到的上部内部部件中的位置之间移动，控制机构设置在穿过反应堆容器盖而突出的加压管中。在典型的实施例中，仅仅一些组件（在法国专利2，535，508中是二分之一）同时具有控制棒束和能谱变化棒束。其它组件的导管用塞子封闭。控制机构可以是如在法国专利2，537，764中所描述的。因为仅仅二分之一的组件装有棒束，所需的穿透数目大大减少了。
控制棒束的棒含有中子毒物，那是一种具有高的寄生中子吸收截面而不发射中子或不生成裂变材料的材料。另一方面，能谱变化棒束的棒含有可转换材料，后者包含比率很大的在吸收中子时转变为裂变同位素的同位素。
法国专利2，535，509描述了一种操作此种反应堆的方法。燃料棒包含的铀其U235（或pu）的富集程度是这样的，使得当慢化率达到使中子为热中子的时候堆芯具有大大超过临界状态所需的反应性。每根由一簇含有U-235贫化了的氧化铀的棒束构成的能谱变化杆，在操作周期的第一相位期间被保持在堆芯中，而后在第二相位开始时被移出。
然后，如果在燃料棒中含有的燃料原先为U235富集到4.2%（重量）的氧化铀，而能谱变化棒束含有U235含量为0.2%的氧化铀，那么移出棒束时可转换材料的辐照率为约10，000兆瓦日/吨。钚239核的数目与初始的U238核的数目之比为约0.7%。表示成燃料最终状态下重核总数的百分率的辐照后同位素的成分，如下表所述：
表Ⅰ
U235 0.1% pu238 0.4%
U236 pu239 70.2%
U238 99.9% pu 240 15.0%
pu241 12.0%
pu242 2.4%
铀 钚
可以看出，生成了pu239比率高的钚（可以用化学工艺与铀分离）。
按照本发明的一个方面，由于使用了可转换材料来消耗同位素239，因此提高了钚中“核反应链末端的同位素”241和242的含量，从而降低了钚的质量，其中的可转换材料是一种铀和钍的混合物，一般为氧化物形式。
提到这一点是重要的，就是可转换棒束成分的变动在25，000兆瓦日/吨的平均辐照量之后并不显著地改变燃料的特性，在这一平均辐照量之后，能谱变化棒束被移去。但是可转换材料的同位素成分改变了。当可转换材料是由U-235含量为0.2%的氧化铀和氧化钍的混合物所构成时，在可转换材料的10，000兆瓦日/吨的辐照率之后，同位素成分如下：
表Ⅱ
U233 11.8% pu238 0.2%
U235 0.3% pu239 65.2%
U234 1.3% pu240 13.4%
U236 pu241 16.6%
U238 86.6% pu242 4.6%
铀 钚
现在铀239的含量仅为65.2%。与此相应。累积的pu241-pu242含量从14.4%（表Ⅰ）提高到21.2%。似乎矛盾的是pu241百分率的提高并不产生任何不方便，因为pu241逐渐地变成为它的子体产物Am241，Am241是一种具有高的吸收截面的毒物，而为了将来的用途将钚长期贮存是不可能的。可以进一步提到的是，由于pu239-pu241核的数目和初始重核（U，Th）数目之间的比例已从0.8%降低到0.2%，能够从一根燃料棒提取的钚量显著地降低了。
可以进一步减少贫化铀含量来提高钚的降解程度。
在这种降解中不存在缺点，因为减少贫化铀含量会减弱铀238的自保护，并从而增大U238变成pu239的比率，所以这一点越来越如此。在上面给出的例子中，后一比率的百分率达到1.9%，而不是当单独使用贫化铀时的0.7%。
最后，可以提到的是，在能谱变化棒中含有的铀裂变同位素（主要是U233）的量仍然是足够小的，因而不产生增值的危险。
上面的比较涉及包括贫化铀（表Ⅰ）或贫化铀和钍的混合物（表Ⅱ）的可转换材料，辐照率为约10，000兆瓦日/吨，近似地对应于在堆芯中在两个接续的周期间所接收到的中子通量。
对于1，000兆瓦日/吨的较低辐照率，两种类型的可转换材料中钚的同位素成分为：
表Ⅲ
pu238 0.07% 0.05%
pu239 91.79% 85.64%
pu240 6.42% 9.46%
pu241 1.66% 4.55%
pu242 0.06% 0.30%
贫化铀 10%贫化铀
90%钍
如果材料由钍和贫化铀的混合物组成，则较低的贫化铀含量具有减弱U238自保护从而提高U238变成pu239的转换率并加速pu239的降解程度的优点。因此，对于低的辐照率，与由贫化的氧化铀构成的可转换材料的比较表明，pu239的含量从91.79%降低到85.64%;pu241-pu242含量从1.72%提高到4.85%。那么钚的降解程度对于避免增值来说是足够快的。
作为实用的规则，适于实现本发明的最低贫化铀量将是为能谱变化棒中的同位素比例U233/U238足够低所必需的量。贫化铀含量一般应超过2%。
能谱变化棒还可以含有小量的可燃毒物，以便在第一相位的最初一小段时期内吸收堆芯的过量的反应性，这一小段时间与第一相位的全部时间相比是很短的。