专利名称:燃料组件和核反应堆的制作方法本发明涉及燃料组件和核反应堆，特别是涉及一种适合于轻水慢化型核反应堆的高转换区使用的燃料组件和一种具有高转换区的沸水反应堆。在轻水慢化型核反应堆(下面称为轻水堆)中使用核燃料的方法粗略地分为“一次通过”法和再处理或再循环法。采用“一次通过”法，轻水堆使用富集铀，在这种方法中，从轻水堆取出的使用过的燃料棒中所含的燃料，无一不在轻水堆中重新使用或再循环。在再处理燃料的费用高于富集铀的情况下，“一次通过”法或系统就燃料运转费用来说是有利的。利用“一次通过”法有效地使用燃料的一种方法是大大地提高从燃料组件得到的取出燃耗。为了达到高的燃耗，需要提高铀235的富集度，但提高的铀富集度会遇到下列问题在轻水堆堆芯的中心，由于新燃料组件的富集度高和取出燃耗大，存在中子无限增值因子差别大的燃料组件，从而产生单个燃料组件输出功率份额比例的差别，并伴随产生较大的输出功率失调和增高的输出功率峰值。其次，当富集度提高时，在燃耗初始阶段必须控制的剩余反应性也增高了。日本专利未审公报NO.129594/1986(它有一个美国等同专利，为1985年11月21日提出申请的美国专利申请序号NO.800266，并有一个欧洲等同专利，为1986年6月11日公布的EPC已公开的申请NO.184134)展示了沸水堆和压水堆，它们是轻水堆，具有能消除上述问题并通过高富集铀实现高燃耗的堆芯。这些堆芯被用来改善可转换燃料铀238转换成核裂变材料钚239的过程，进一步有效地燃烧在堆芯中产生的核裂变的钚和富集的铀235，并按照一次通过法有效地利用核燃料。更具体地说，如图1所示，堆芯1沿径向由筒状间隔件2划分为两个区域，这两个区域的铀原子数与氢原子数的比值彼此不同(此比值在下面称为γH/U)。这样一种堆芯1是由燃料组件A和燃料组件B组成的，每个燃料组件A如图2所示具有小的比值γH/U(＝1.0)，每个燃料组件B具有大的比值γH/U(＝5.0)，这些组件A和B被装入燃耗区。每个燃料组件A和B有许多根排列成规则三角形点阵的燃料棒3。燃料组件B装有可燃毒物棒4。相反，燃料组件A没有可燃毒物棒。在堆芯全寿命的前一半时间内，燃料组件A被装入管状间隔件2内部的高转换区内，并被重新配入燃料组件B。其后，在堆芯全寿命的后一半时间内，燃料组件B被装入管状间隔件2外部的燃烧区内。换言之，在堆芯全寿命的前一半期间，燃料组件被装入γH/U较小而中子能谱较硬的区域(高转换区)，以便将可转换燃料转换成核裂变材料，而在堆芯全寿命的后一半期间，燃料组件被装入γH/U较大而中子能谱较软的区域(燃烧区)，以便有效地燃烧核裂变材料。在这些过程期间的中子无限增殖对燃耗的依赖关系示于图4。在装入高度浓缩铀燃料也就是新燃料组件的高转换区，中子无限增殖因子是低的，而在装入半绕过的燃料组件的燃烧区，中子无限增殖因子是高的。因此，有可能减小输出失调和降低新燃料组件的剩余反应性。本发明的一个目的是提供一种燃料组件和一种核反应堆，它们能够减小随空隙量的变化而产生的反应性变化。本发明的另一个目的是防止在上区中存在可燃毒物材料。按照本发明所述，在燃料组件内部由冷却剂通道占据的体积Vc与由核燃料占据的体积VF的比值RF(RF＝Vc/VF)不大于1.5，并包括一种由在中子动能不大于1电子伏的中子能量区域内具有至少一个共振能量的中子吸收核素组成的可燃毒物材料。中子动能不大于1电子伏的中子能量区域将被称为热中子能量区域，而具有热中子能量区能量的中子将被称为热中子。在体积Vc和体积VF的比值VR不大于1.5的燃料组件中，由在不大于1电子伏的中子动能区域内具有至少一个共振能量的中子吸收核素组成的可燃毒物材料具有这样的特征，就是当比值Rf减小时毒物材料的反应性值大为降低。因此，在具有不大于1.5的比值R的燃料组件内，当比值RF增高时(即空隙量是小的)，可燃毒物材料的毒物材料反应性值增高，而当比值RF降低时，毒物材料反应性值降低，从而使得有可能降低随空隙率变化而产生的燃料组件反应性。在附图中图1是一个常规核反应堆堆芯的截面图;图2是一个被装在图1所示堆芯的高转换区中的燃料组件的截面图;
图3是一个被装在图1所示堆芯的燃烧区中的燃料组件的截面图;
图4是表示燃耗和中子增殖因子之间关系的图线;
图5是表示氢原子数和铀原子数之比与钆和硼的毒物反应性值之间的关系的图线;
图6是表示空隙率和反应性差别之间的关系的图线;
图7是表示冷却状态和操作状态之间的反应性差别相对于含钆燃料棒数目与燃料棒总数之比的变化的图线;
图8是表示钆的反应性截面按照中子能量而变化的图线;
图9是表示一个按照本发明最佳实施例所述的燃料组件的纵向剖面图;
图10是沿图9X-X线截取的截面图;
图11是表示一个装入了图9所示燃料组件的沸水堆的纵向剖面图;
图12和图15是表示按照本发明其它实施例所述的燃料组件的纵向剖面图;
图13是沿图12的ⅩⅢ-ⅩⅢ线截取的截面图;
图14是沿图12的ⅩⅣ-ⅩⅣ线截取的截面图;
图16是沿图15的ⅩⅥ-ⅩⅥ线截取的截面图;
图17是表示图16所示燃料棒的纵向剖面图。
本发明是在详细研究了转让给本受让人的上述日本专利未审公报NO.125959/1986的图16(美国等同专利或欧洲等同专利的图16)所示的沸水堆的特征的基础上完成的。研究结果清楚表明，上述每个具有高转换区和围绕高转换区的燃烧区的沸水堆会遇到下述问题。在沸水堆中，被用作冷却剂和慢化剂的轻水流入堆芯下部，从而从装入堆芯的燃料组件除去热量。在这一过程中，轻水从非沸腾状态转入沸腾状态。人们发现，在这一过程中存在一个问题，就是随着装了网状燃料组件的高转换区中轻水的密度变化而产生的反应性变化，要大于常规沸水堆中的反应性变化。同时，人们也发现，上述日本专利公报中提出的反应堆的操作状态和冷却停止状态之间的反应性差别要大于常规反应堆的反应性差别。
本发明人进行了各种各样研究，以便克服上述问题或困难，特别是，本发明是在发明人研究了在燃料组件被装入沸水堆的状态中在可燃有毒条件下可燃毒物材料的行为的基础上完成的。本发明将在这些研究的基础上说明。
硼(B)和钆(Gd)在常规沸水堆中用作典型的可燃毒物材料。在常规沸水堆中，使用可燃毒物材料以抑制剩余反应性。也就是，使用毒物材料以便在燃料周期的初始阶段抑制新燃料组件的剩余反应性。
图5表示对应于燃料组件内氢原子数与铀原子数之比的硼钆毒物反应性值。在常规的沸水堆中，在燃料组件内在有效的燃料长度上沿燃料组件轴向每单位长度中冷却剂通道占据的体积Vc与核燃料占据的体积V之比大于1.5(按照氢原子数与铀原子数之比为3.0)。例如，日本专利未审公报74689/1982(对应于1984年6月13日提出申请的美国专利申请620020)展示一种冷却剂通道截面区域与燃料截面区域之比(它也是比值R)为1.71的燃料组件(见该公报第2页左下栏第15和16行)，以及一种截面之比为1.9或1.9以上的燃料组件(见该公报第1页左栏第9和10行)。如从图5中明显可见，在常规的沸水堆中，如果使用硼和钆，尽管空隙变化，毒物反应性值仍然保持恒定。换言之，即使由慢化轻水(它也被用作冷却剂)产生空隙而引起慢化剂密度变化，或操作状态和冷却停止状态之间的温度差发生变化，毒物反应性值的可变范围仍然很小。
相反，在比值RF不大于1.5的场合(也就是氢原子数与铀原子数之比不大于3)，毒物反应性值的变化硼和钆之间是大不相同的。在硼的场合下，即使比值RF不大于1.5，毒物反应性值变化仍如常规沸水堆中一样小，而在钆的场合下，如果比值RF不大于1.5，则如图5中所示，毒物反应性值变化是大的，其毒物反应性值显著减小。也就是，当慢化材料的密度变化时，由钆控制的反应性大大变化，在氢原子数与铀原子数之比不大于3.0的场合，当氢与铀的原子数之比很小时(即比值RF很小时)，钆引起的毒物反应性值很小，而当氢与铀的原子数之比大时(即比值RF大时)，钆引起的毒物反应性值也是大的。这意味着，当不产生孔隙和当反应堆处于冷却停止状态时，由钆控制的反应性是大的，而当空隙率大时，由钆控制的反应性是小的。当比值RF不大于1.3时(也就是氢原子数与铀原子数之比不大于2.6时)，这样一种效果是明显的。因此，最好将比值RF保持在1.3或1.3以下。
图6表示当比值RF为1.2时含钆的燃料组件和不含钆的燃料组件之间的反应性差别。如图6中明显可见，当空隙率为70%时获得的反应性差别大约为当空隙率为0%时获得的反应性差别的一半。如前所述，在比值RF不大于1.5的条件下在燃料组件中含钆的场合下，在空隙率为0%的状态和空隙率为70%的状态之间的反应性差别是小的。因此，相对于燃料组件的轴向，具有低空隙率的燃料组件下部和具有高空隙率的燃料组件上部之间的反应性差别是小的。结果，沿燃料组件轴向的输出分布是均匀的。其次，当沸水堆处于冷却停止状态下时，堆芯内不产生空隙，而氢原子数与铀原子数的比值大于当沸水堆以0%的空隙率操作时获得的比值。因此，由钆所控制的反应性要大得多。由于这一原因，沸水堆的操作状态和冷却停止状态之间的反应性差别是很小的，从而增大了反应堆的停止剩余容量。
图7表示相对于燃料组件内含钆燃料棒比率的沸水堆操作状态和冷却状态之间的反应性差别。当钆增加到全部燃料棒的10%时，沸水堆操作状态和冷却状态之间的反应性差别可以减小25%。
如上所述的作为毒物材料的硼和钆之间的特征差别，归因于这两种材料的中子反应截面相对于中子吸收核素的中子能量而产生的变化的差别。沸水堆中毒物材料的效果依赖于热中子能量区域中(也就是在1电子伏或1电子伏以下的中子能量条件下)中子吸收核素的反应截面的变化曲线。
图8表示钆的热中子区中的反应截面。如从图8明显可见，当中子能量超过0.03ev时，钆的反应截面的下降率突然增加。这是由钆在0.03ev的中子能量位置上存在共振能量所引起的。相反，在硼的场合下，在热中子能量区域内不存在共振能量，因而将不出现上述情况，如图5中所示，在γH/U小于1.5时，硼的毒物反应性值突然下降。这一现象是由燃料的效果引起的，不是由共振引起的。这种由于中子能量而引起的反应截面的差别会引起毒物材料效果的差别。在热中子能量区域内具有共振能量的中子吸收核素除钆(Gd)以外还可包括镉(Cd)、钐(Sm)、钽(Ta)等。这些材料的中子吸收核素可以保证具有与钆相同的效果。
现在说明基于上述研究的本发明的最佳实施例。
一个按照本发明的一种实施例所述的装在沸水型核反应堆堆芯中的高转换区(该处比值RF不大于1.5)内的燃料组件，将参考图9和图10来加以说明。
一个按照最佳实施例所述的燃料组件A1包括许多根燃料棒15、控制棒导管25、一块下固定板16、一块上固定板17和定位构架18。参考编号21表示一个手柄。燃料棒15分为燃料棒15A、15B和15C三种类型。燃料棒15A至15C分别具有富铀燃料芯块。含可燃毒物材料钆的氧化钆(Gd2O3)只混合在燃料棒15B的燃料芯块中。燃料棒15A或15C不含钆。燃料棒15C被用作使上固定板17和下固定板16彼此连接的连结棒。上固定板17和下固定板16具有规则的六角形。燃料棒15A、含钆的燃料棒15B和控制棒导管25被分别支承于下固定板16和上固定板17的相对端部上。下固定板16具有一个圆筒形部分16A，该圆筒形部分16A通过径向配置的连接板16B连接到外圆筒形部分16C上。手柄21被安装在上固定板17的连接板17A上。一些燃料棒15被用来起连结棒15C的作用。连结棒15C的相对的端部可以穿过上固定板17和下固定板16。每根连结棒15C的下端上安装了一个螺母19。一个紧固螺母20被固定到连结棒15C的上端。
燃料棒15和控制棒导管25由定位架18聚集成管束。燃料棒15的棒束受到安装在上固定板17上的通道箱22的包围。通道箱22防止用作慢化剂和冷却剂的轻水的沸腾所产生的空隙沿侧向浮动(朝向堆芯内邻近的燃料组件)。在实施例中，120根燃料棒15中的12根为含2.5(重量)%钆的燃料棒15B。每根燃料棒15B的钆浓度在燃料棒15B的整个有效长度部分上(即燃料芯块填充区的轴向长度上)是均匀的。燃料棒15B的燃料有效长度部分的轴向长度等于燃料组件A1中其它燃料棒15的实际长度。在实施例的燃料组件A1中，轻水即冷却剂流过的冷却剂通道所占据的体积Vc与核燃料所占据的体积VF之比RF为1.2。此时，上述体积用燃料组件每单位轴向长度的体积来表示。每根燃料棒15的富集度为b(重量)%，并在整个燃料有效长度部分上保持均匀。如此构造的燃料组件A1的燃耗为零，并被首先装入核反应堆堆芯中。轻水可以在通道箱22内穿过下固定板16在相邻的燃料棒之间流动，并从上固定板17流出。
在堆芯中装入如此构造的燃料组件A1并具有堆芯高转换区(该处比值RF不大于1.5)的沸水堆中，在操作状态下沿燃料组件轴向会产生一个空隙分布，使得空隙率在燃料组件A1的下部为0%，而空隙率在燃料组件A1的上端部约为70%。由于空隙的存在，燃料组件A1的上下部分之间会存在中子无限增殖因子的差异，而在燃料组件A1的下部会产生输出峰。但是，在按照图示实施例所述的燃料组件A1中，由于比值RF很小和包含了钆，具有低空隙率的燃料组件A1的下部中钆的反应性值大到为其上部的3.0倍。由于这个原因，燃料组件A1的上下部分之间中子无限增殖因子的差别很小，因此有可能沿燃料组件A1的轴向使输出分布均匀。这样，按照本发明的实施例，有可能通过改变钆的反应性因子来使沿轴向的输出分布均匀，而不需要使用如美国专利4339258中所示的沿燃料组件轴向的富集分布的特殊技术。
在堆芯中装入了燃料组件A1并具有堆芯高转换区的沸水堆中，在冷却状态下在堆芯的高转换区内空隙将会消失。因此，在冷却状态下，与操作状态相比，受钆控制的反应性增高了。这样，反应堆停止剩余容量增大。与沸水堆堆芯的高转换区中装入已除去氧化钆的燃料组件A1的场合相比较，有可能使沸水堆的冷却状态和操作状态之间的反应性差别减小约35%，并如前所述根据含氧化钆的燃料组件显著地改善反应堆的停止剩余容量。
图11表示一个装入了上述燃料组件A1的沸水堆实施例。按照实施例所述的沸水堆50装有一个核反应堆压力容器51，其顶部被一个密封盖52紧密地封闭。在反应堆压力容器51中安装了一个堆芯围筒53。堆芯围筒53的顶端上安装了一个蒸汽分离器54，而在蒸汽分离器54的上部安置了一个干燥器55。在堆芯围筒53中安装了一个下堆芯支承板56和一个上堆芯支承板57。装入堆芯58的燃料组件A1和燃料组件B1的上段和下段分别受下堆芯支承板56和上堆芯支承板57的支承。在下堆芯支承板56和上堆芯支承板57之间安装了一个圆筒形间隔件62。间隔件62可以将堆芯58沿径向分隔为中心区59和外围区60。燃料组件A1被装入中心区(高转换区)59，而燃料组件B1被装入外围区(燃烧区)60。在燃料组件B1中，通过将燃料棒15的数目减少到燃料组件A1的燃料棒数目的一半的办法使比值RF提高到约2.5。如图3所示在燃料组件B的情况下，燃料组件B1包括含氧化钆(可燃毒物材料)的燃料棒4，以抑制剩余反应性。两个燃料组件B1是通过重新装配从中心区59拆下的单个燃料组件A1而制成的。燃料棒4是在装配燃料组件B1时为燃料组件B1新装设的。在燃料组件B1中也装设了许多根控制棒导管25。参考编号65表示一个喷射泵，它用来给堆芯58提供作为慢化剂和冷却剂的轻水。
在实施例的中心区59中，沿堆芯轴向每单位长度的比值RF为1.2，而在实施例的外围区中，沿堆芯轴向每单位长度的比值RF为2.5。在装入中心区59的相邻燃料组件A1之间或装入外围区60的相邻燃料组件B1之间，基本上没有气体或没有轻水。如果想要在燃料组件之间特别是在高转换区内即中心区59内形成水隙，就必须在设计燃料组件时确定燃料组件A1内部的比值RF和燃料组件A1之间的水隙宽度，使得比值RF1不大于1.5，或者最好是1.3。比值RF1是高转换区内沿轴向每单位长度上由冷却剂通道占据的体积Vc1与由核燃料占据的体积VF1的比值Vc1/VF1。
在反应堆压力容器51底部的镜部上固定了一个控制棒驱动机构(未图示)。控制棒导管63装设在反应堆压力容器51内，并同时安装在控制棒驱动机构上方的通过控制棒驱动机构的延伸线上。控制棒64的下端可拆式地连接在控制棒驱动机构上。控制棒64是棒束型的，例如如图7所示的日本专利未审公报129594/1986中的那种棒束型。控制棒64可以在控制棒导管63内上下移动。控制棒64装设的比例为每三个燃料组件A1和B1装设一根控制棒64。每根控制棒64的吸收棒向上延伸。从下部起，每根控制棒64的吸收棒被插入安置在中心区59或外围区60中的燃料组件A1或B1的控制棒导管63中，或从导管63中移出。
当装入中心区59中的燃料组件A1达到极限燃耗Ea时(见图4)，装配入燃料组件A1的燃料棒15就被从燃料组件中移去，并被用作燃料组件B1的组成棒。而后，组成燃料组件B1的燃料棒15被装入比值RF较大的外围区，并连续地燃烧到燃耗Eb。
在一个四燃料周期期间，装入中心区59的燃料组件A1和装入外围区60的燃料组件B1存在于各自的区域中。每个燃料组件A1中所含的钆量在第一燃料周期内被耗尽，而中心区59中四分之一的燃料组件A1在完成第一燃料周期操作后被新的燃料组件A1(含钆)所替换。因此，中心区中四分之一的燃料组件A1含有钆。有必要替换燃料，使含钆的燃料组件均匀地排列在中心区59中。同样，燃料组件B1的钆量是这样选择的，使得它在一个燃料周期期间耗尽，而燃料组件B1如燃料组件A1的情况下一样地被新的燃料组件所替换。如果需要，燃料组件A1内的钆量可以调整到在第二燃料周期期间耗尽。
在与上述实施例相应的沸水型核反应堆中，在中心区即高转换区59中沿轴向的输出分布被设计成均匀的，而由于冷却状态和操作状态之间反应性差别的缩小，反应堆停止剩余容量被大大地改善了。这些效果归因于这一事实，就是存在轻水的高转换区的比值RF不大于1.5，并且在这一高转换区中存在钆。最好高转换区的RF不大于1.3。为了满足这一条件，有可能大大增强可由钆量获得的效果。
现在参考图12至图14来说明被装入高转换区(该处比值R不大于1.5)的燃料组件的另一实施例。在按照实施例所述的燃料组件A2中，包括b根燃料棒15D，每根具有比其它燃料棒15A至15C为短的燃料有效长度部分，以减小燃料组件A2内的压力损失。每根燃料棒15D的上端位于从燃料组件A2的燃料有效长度部分的下端到燃料组件A2的燃料有效长度部分总长的三分之一。燃料棒15B的总数为6根，而燃料棒15B和15D每根包含2.5(重量)%的氧化钆。氧化钆浓度在燃料棒15B和15D的燃料有效长度部分的整个长度上保持恒定。燃料棒15A至15D的富集度在燃料有效长度部分的整个长度上保持为6(重量)%的恒定值。在这样一种燃料组件A2中，下部(在截面ⅩⅢ-ⅩⅢ处)的燃料棒15的数目为120，而上部(在截面ⅩⅣ-ⅩⅣ处)的燃料棒15的数目为114。在存在燃料棒15D的燃料组件A2的下部沿轴向每单位长度的比值RF为1.20，在不存在燃料棒15D而燃料棒15的总数较小的燃料组件A2的上部比值RF为1.35。这个实施例保证具有图9所示实施例中获得的同样效果。此外，图12至图14所示的实施例可以拥有下述优点。就是，与不使用具有燃料有效长度部分的燃料棒15D的情况相比，燃料组件A2上部的平均空隙率是小的，同时沿轴向的输出分布比不使用燃料棒15D的场合要更为均匀。按照本实施例所述的燃料组件A2的可燃毒物材料的含量是由下述概念确定的。如前所述，一种含有在等于或小于0.1电子伏的中子能量区中具有至少一个共振能量的中子吸收核素的可燃毒物材料，在慢化剂量大的情况下具有高的反应性，而在慢化剂小的情况下具有低的反应性。也就是，在比值RF等于或小于1.5的条件下，在沸水堆正常操作状态下空隙率很小的燃料组件下部中，可燃毒物材料具有反应性控制效应，但这一控制效应在燃料组件的上部是小的。这一现象被用来确定燃料组件A2下部中可燃毒物材料的量，以便获得在操作状态下更为均匀的输出分布。另一方面，因为在沸水堆的冷却状态下不存在空隙分布，所以燃料组件的可燃毒物材料的量，特别是燃料组件上部的钚累积量，增高了。因而测定燃料组件上部的可燃毒物材料的量是重要的。因此，测定了燃料组件上部的可燃毒物材料的量，使得反应堆停止剩余容量可以满足设计标准。在这样的基本概念的基础上，在图12所示的实施例中，12根含氧化钆的燃料棒(燃料棒15B和15D)被配置在燃料组件下部，以使输出分布均匀，而至少6根含氧化钆的燃料棒被配置在燃料组件的上部，以产生令人满意的反应堆停止剩余容量。
现在参考图15至图17来说明按照本发明又一种实施例所述的燃料组件。图15所示的燃料组件A3的外观与图9所示的燃料组件A1的外观相同。按照本实施例所述的燃料组件A3使用12根含氧化钆的燃料棒15E，代替燃料组件A1的12根含氧化钆的燃料棒15B。燃料组件A3的其它结构与燃料组件A1相同。现在参考图17说明本实施例中使用的燃料棒15E的细部结构。燃料棒15E有一根两端用上端塞31A和下端塞31B封住的密封管30，密封管填充了两种燃料芯块32和33。燃料芯块32和33是用烧结二氧化铀制成的，每个芯块的富集度为6(重量)%。每个燃料芯块32和33含氧化钆。燃料芯块32的氧化钆浓度为2(重量)%，而燃料芯块33的氧化钆浓度为3(重量)%。在燃料棒15E中，燃料芯块33从燃料棒15E的燃料有效长度部分的下端装到相应于整个燃料有效长度部分一半的位置(在下部)，而燃料芯块32从一半位置装到燃料有效长度部分的上端(在上部)。在图17中，L1表示燃料有效长度部分的总长度，L2表示相应于燃料有效长度部分的总长度的一半。上下部分的氧化钆浓度沿每个部分的轴向保持恒定，在燃料棒15E内部的燃料有效部分上端的上方形成一个充气室35。在这个室35中安置了一个压下燃料芯块的卷簧34。燃料棒15A除了芯块不包含氧化钆的特性外，其结构与图17所示的燃料棒15E相同。燃料棒15A的燃料有效长度部分的长度与燃料棒15E的相等，这些燃料棒在燃料有效长度部分的总长度上具有6(重量)%的恒定浓度。
如上所述，氧化钆的反应性在具有大空隙率的燃料组件上部是小的。因此，如果氧化钆沿燃料组件的轴向均匀配置，就存在氧化钆的燃烧在燃料组件的上部中慢下来的趋势。在燃耗已经显露的阶段，如果可燃毒物材料仅仅留在燃料组件上部，燃料组件上下部之间的反应性差别由于燃料组件上部的反应性抑制效应而增大，造成输出峰值沿轴向的增高。考虑到此种状况，按照本实施例所述，燃料组件上部的氧化钆浓度做成小于燃料组件下部的氧化钆浓度，使得氧化钆的残留时间在燃料组件的上下部分之间保持恒定。利用这一种结构，有可能保证如图12所示的实施例的效果，同时减小燃料组件上下部分之间的空隙反应性的差别，并消除燃料组件上部中可燃毒物材料的残余量。
按照本实施例，燃料组件上部中每根含有可燃毒物材料的燃料棒的数目与燃料组件下部的相同。但是，通过如图12所示实施例的情况下根据上下部分各自所需的反应性控制量来使用燃料棒15的办法，可以适应燃料组件上下部分之间含可燃毒物材料的燃料棒数目彼此不同的情况。
在上述实施例中，钆被用作可燃毒物材料，但也可以不用钆，而使用其它的中子吸收核素，也就是Cd、Sm、Ta来获得同一效果。
在图12和图15所示的实施例中，可以将各自相应的燃料组件A2和A3装入图11所示的中心区即高转换区中，来代替燃料组件A1。
同样，堆芯可以由燃料组件A1、A2和A3组成，它不但可以构成具有高转换区和燃烧区的沸水堆，也可以构成仅有高转换区的高转换型沸水堆。
在上述实施例中，可燃毒物材料是以燃料芯块添加物的形式使用的。但是，可燃毒物材料可以被用来加入到除水剂中，以减少燃料组件内部的慢化剂量，或是被用来加入到固体慢化剂棒中，以使燃料组件内的慢化效应均匀。此时，核燃料和可燃毒物材料彼此分离，以进一步增强燃料组件的安全性。
在与上述实施例相应的各个燃料组件中，燃料组件本身的比值RF不大于1.5，而燃料组件被装入比值不大于1.5的堆芯区中，从而使得能够完成由在等于或小于1电子伏的中子能量区中具有至少一个共振能量的中子吸收核素所组成的可燃毒物材料的功能，也就是如前所述对应于空隙率的反应性控制的功能。同样，在上述组件A1、A2和A3中，在将核燃料装入堆芯时使用富集的二氧化铀作核燃料，但钚不是富集的。
按照本发明所述，有可能减小随空隙率变化而产生的反应性的差别，并且有可能增大反应堆停止剩余容量。


一种由包含核燃料和可燃毒物材料的第一燃料棒与包含核燃料但不含可燃毒物材料的第二燃料棒组成的燃料组件。燃料组件被装入沸水型核反应堆的高转换区和周围的燃烧区内。在燃料组件内比值V