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快中子堆浅析0、 导言快中子堆（fast breeder reactor ，FBR ），是由快中子引起裂变链式反应的反应堆。
其在运行时，能在消耗易裂变核素的同时生产易裂变核素，且能使所产多于所耗，实现易裂变核素的增殖。
快中子堆，全称应为快中子核反应堆或快速增值核反应堆，简称快堆。
快中子堆是第四代核反应堆GIF 建议的六个候选堆型之一，具有可充分利用铀资源、闭路燃料循环、可实现燃料增殖、热效率高等第四代核反应堆系统的特点。
1、 快中子堆基本原理快中子堆主要是利用天然铀中占99.2%左右的U 238，这很大的区别于压水堆使用U 235作燃料。
U 235对热中子的核裂变截面很大，在0.025ev 时裂变截面达到最大。
U 238只有在足够高的能量的中子轰击下才有可能发生裂变，但是其对快中子的俘获截面很大。
所以使用U 235的压水堆为提高中子利用率，需要使用慢化剂将核裂变中释放的中子迅速慢化，而快中子堆中不需要使用慢化剂。
U 238与快中子发生俘获反应经一系列变化后，转换为易裂变核素Pu 239，Pu 239在任何能量的中子轰击下均能发生核裂变反应释放能量，从而间接的利用了压水堆中无法利用的U 238，这也导致快堆电站初运行时需要装入一定量的Pu 94239作为启动时的核燃料。
其转换式如下：U （n,γ） 92238U 92298 β− Np 93239 β− Pu 94239。
2、 快中子堆基本构成当前有可能实现商业应用的快中子堆堆型有三种，分别是气冷快中子堆（GFR ）、铅冷快中子堆（LFR ）、钠冷快中子堆（SFR ）。
其中基于当前的工业基础和运行经验，钠冷快堆SFR 被多国作为第四代快中子反应堆的第一选择。
快堆使用的是能谱较硬的快中子，这直接导致其在结构构成上很大的区别于使用热中子的压水堆等。
本文将主要围绕钠冷快堆展开介绍。
2.1 燃料组件快中子堆的大部分功率是在燃料组件内产生的，一座典型的均匀LMFBR ，85%~95%的功率来自燃料区，3%~6%产生在燃料组件内的轴向转换区，3%~8%的功率在径向转换区内产生。
快中子增殖堆运行原理
快中子增殖堆的运行原理主要是基于核裂变反应的链式反应。
在这种反应堆中，容易裂变的物质如钚-239，作为核燃料进行裂变反应。
同时，反应过程中释放出的大量中子，被用作其他非裂变物质（如铀-238）转变为裂变物质的媒介。
具体来说，钚-239进行裂变反应时会释放出中子，这些中子一部分会逃出核心，一部分会被其他物质吸收或被燃料本身吸收。
如果至少有一个中子能再诱发下一次裂变，核反应就能持续下去，形成链式反应。
在快中子增殖堆中，为了达到燃料增殖的目的，需要尽量增加每个中子诱发分裂而释放出来的中子数（称为η值），理论上至少要达到2。
这意味着其中一个中子用于诱发下一次核裂变，另一个则被增殖性材料（如铀-238）吸收，这样可裂变物质增加的速度才能刚好等于消耗速度。
因此，快中子增殖堆的特点是使用容易进行快中子诱发裂变的可裂变物质（如钚-239），并利用非裂变物质（如铀-238）作为增殖性材料，通过捕获中子并转化为可裂变物质来达到核燃料的增殖目的。
这种反应堆的优点是可以提高铀资源的利用率，大量铀-238堆积浪费、污染环境问题将能得到解决。
请注意，核反应堆技术是一种高度复杂且需要严格管理和监管的科技领域。
如果对此感兴趣，建议查阅相关文献或咨询专业人士以获取更详细和准确的信息。
快中子增殖反应堆及其发展史什么是快堆快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆，其重要特点是在消耗核燃料的同时，产生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。
目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆两类，主要是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。
热堆消耗的主要核燃料是铀235。
铀有三种同位素，即铀-234、铀-235和铀-238。
其中的铀-234不会发生核裂变，铀-238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀-235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料。
但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66%，其余绝大部分是铀-238，它占了99.2%。
为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料。
这就相当于我们的煤饼厂里，铀-235如同"优质煤"，而铀-238却像"煤矸石"，只能作为核废料堆积在那里，成为污染环境的"公害"，长期以来核废料的处理一直是一大难题。
在早期研究核反应实验时，有科研人员发现铀-238在参与裂变时，会少量吸收高速中子变为铀-239，但铀-239极不稳定，会快速衰变为较为稳定的钚-239，钚-239亦可作为与铀-235相似的裂变原料。
基于此特性，上世纪60年代末法国科学家首先通过加大快中子产生量，制造出了第一台快中子堆，通过快中子使原料中铀-238不断转化为钚-239，由于产生大于消耗，使得原料实现不断增值。
解决铀矿资源枯竭问题快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。
钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。
中国实验快堆反应堆容器超压保护系统前言快堆是快中子增殖堆的简称。
快中子反应堆研究起步很早，1946年美国第一座快中子反应堆Clementine达到临界，1951年12月美国又建成了世界第一座生产电力的核电站EBR—1，它验证了快中子反应堆增殖的概念，让人们看到了了核能能够作为长期、可靠的新能源的美好前景。
1963年和1980年美国又分别建成了功率较大的EBR—2和FFTF快中子试验反应堆。
法国的凤凰（PHENIX）原型堆和超凤凰（SUPERPHENIX）示范堆分别于1973年1983年达到了临界，俄罗斯的BN—600原型快中子反应堆于1980年达到了临界，英国和日本也先后建成了原型快中子反应堆PFR和MONJU。
现在世界已经建成的或计划的约40座快中子反应堆，目前正向着商用快中子反应堆迈进。
中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设。
2011年7月21日10点成功实现并网发电。
中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第4代核能系统的优选堆型，快堆可将天然铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。
快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。
我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并网发电。
标志着国家“863计划”重大项目目标的全面实现，列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。
这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出了重要的一步。
在此报告中主要讲述实验快堆反应堆容器超压保护系统实验快堆反应堆容器超压保护系统一，功能反应堆容器超压保护系统（C05）保护中国实验快堆反应堆主容器和保护容器，避免其中的气体超压，防止其压力边界受到可能的破坏。
快中子反应堆及其核燃料循环—2011年4月14日核反应堆技术讲座听课报告中国原子能科学研究院老师讲述有关快中子反应堆的相关问题。
首先知道什么事快中子堆？快中子堆即是快中子增殖反应堆，区别于目前广泛商用的热中子反应堆。
在运行时由快中子引起反应其在运行时，能在消耗易裂变核素的同时生产易裂变核素，且能使所产多于所耗，实现易裂变核素的增殖。
快中子堆亦称为高温气冷堆。
属于未来第四代核电站的备选堆型。
在快堆中的燃料循环是这样的：铀矿—>浓缩铀—>燃料制造—>压水堆核电厂—>乏燃料——>地质储存！首先在采得矿石后，进行浓缩处理，使铀235和钚239的的浓度达到反应堆所能正常运行的浓度。
然后送入反应堆内进行反应，快堆反应的一个重要特点是：在反应堆内运行时一方面消耗裂变燃料铀235或钚239，同时又产生出裂变燃料钚239等，而且产生量大于消耗量，真正消耗掉的的是在热中子反应堆中无法利用的、且在天然铀矿中占99.2%以上的铀238,铀238吸收中子后变成钚239。
因此在快中子反应堆中，裂变燃料越烧越多，得到了所谓的增殖，当然燃料消耗殆尽后，称为乏燃料，内含有剩余的铀的各种同位素，还有钚等其他长寿命元素，都是通过裂变产生的裂变产物。
乏燃料同样会产生热量，这在任何核电站中都是必须高度重视的。
当然，与热中子反应堆相同，快中子堆必须处于次临界状态，否则会导致灾难的发生。
且核燃料的燃料元件不能发生破损。
但是目前的核电站的剩余废料，即乏燃料除深埋外甚至无法进行处理，但乏燃料问题必须得到处理，这关系到核能的可持续发展问题。
第四代核电站将对此问题给出一个满意的答案。
即选择封闭式燃料循环路线，对铀进行充分利用，可以将核电站产生的高辐射性乏燃料进行最大限度缩化，实现放射性废料最小化。
在快中子堆核燃料发展的第一阶段，实用MOX燃料，进行先进水法后处理。
第二阶段使用金属燃料。
实现由实验堆向商用堆的过度。
目前世界中，有21座快中子反应堆，其中17座实验堆，2座试验商用堆，1座商业堆，此一座商用堆前途亦遭到所在地民众非难、从全世界来看，2020年预计有70-80个机组投入运行，2030年预计有200个左右机组运行，到2050年将有400个左右机组投入商业运行，并随着时间推移，将逐步取代热中子反应堆。
P58 3.5 快增殖堆3.5.1热中子堆和快中子堆核反应堆按照中子的反应速度可以分为热中子堆和快中子堆。
通常的核裂变反应堆使用的核材料都包含了铀235和铀238。
其中铀238的含量为总体含量的95%~97%，而能够产生核裂变反应的只有少量的铀235。
并且，铀238对高速中子的捕获能力比铀235强，在裂变反应中，铀238吸收了大多数中子，同时由于中子的注量率降低，使得链式反应不能持续进行。
为了降低铀238对中子的吸收，提升核燃料链式裂变反应的效率，需要采用中子慢化剂将高速中子减速成为速度较慢的热中子。
中子慢化剂是由较轻的原子核构成，比如轻水、重水等，利用其中的氢原子与中子碰撞，来达到减速中子的目的。
这种利用热中子使铀235裂变的核反应堆，叫做热中子堆。
核裂变时产生的中子，如果不采用慢化剂减速，称作快中子。
快中子轰击铀238时，铀238会以一定的比例吸收这种快中子，变为钚239。
快中子反应堆的反应过程: 速度较慢的热中子被铀235吸收后，会发生裂变。
而钚239可以吸收一个快中子而裂变。
钚239是比铀235更好的核燃料。
铀238先吸收快中子变为钚239，再由钚239进行核裂变，裂变会发生质量亏损，释放的能量以热能的形式散发，运到外部后加以利用。
在快中子增殖堆内，核燃料是在增加的。
因为每个铀235裂变产生的中子可以使12~16个铀238变成钚239，即就是一边消耗核燃料钚，一边通过反应产生钚，但是产生的消耗的多，所以最终核燃料是增加的。
因此这种反应堆被叫做快中子增殖反应堆。
中子增殖堆利用铀资源的效率几乎高达100%，另外中子增殖堆还可以让核燃料充分燃烧，减少了污染物质的排放。
尽管如此，这种反应堆并未大量使用。
因为在核反应器中制造更多的核燃料是有风险的，产生的钚可能会促进核子增生反应，同时提炼钚必须进行燃料的再制，该过程会产生放射性废料，还有可能造成大量放射线外泄，引发更严重的环境问题，再加上制造的核燃料可能被用于制造核武器，在限制核武器上还有顾虑。
快中子堆浅析快中子堆浅析0、导言快中子堆（fast breeder reactor ，FBR ），是由快中子引起裂变链式反应的反应堆。
其在运行时，能在消耗易裂变核素的同时生产易裂变核素，且能使所产多于所耗，实现易裂变核素的增殖。
快中子堆，全称应为快中子核反应堆或快速增值核反应堆，简称快堆。
快中子堆是第四代核反应堆GIF 建议的六个候选堆型之一，具有可充分利用铀资源、闭路燃料循环、可实现燃料增殖、热效率高等第四代核反应堆系统的特点。
1、快中子堆基本原理快中子堆主要是利用天然铀中占99.2%左右的U 238，这很大的区别于压水堆使用U 235作燃料。
U 235对热中子的核裂变截面很大，在0.025ev 时裂变截面达到最大。
U 238只有在足够高的能量的中子轰击下才有可能发生裂变，但是其对快中子的俘获截面很大。
所以使用U 235的压水堆为提高中子利用率，需要使用慢化剂将核裂变中释放的中子迅速慢化，而快中子堆中不需要使用慢化剂。
U 238与快中子发生俘获反应经一系列变化后，转换为易裂变核素Pu 239，Pu 239在任何能量的中子轰击下均能发生核裂变反应释放能量，从而间接的利用了压水堆中无法利用的U 238，这也导致快堆电站初运行时需要装入一定量的Pu 94239作为启动时的核燃料。
其转换式如下：U （n,γ）92238U 92298 β? Np 93239 β? Pu 94239。
2、快中子堆基本构成当前有可能实现商业应用的快中子堆堆型有三种，分别是气冷快中子堆（GFR ）、铅冷快中子堆（LFR ）、钠冷快中子堆（SFR ）。
其中基于当前的工业基础和运行经验，钠冷快堆SFR 被多国作为第四代快中子反应堆的第一选择。
快堆使用的是能谱较硬的快中子，这直接导致其在结构构成上很大的区别于使用热中子的压水堆等。
本文将主要围绕钠冷快堆展开介绍。
2.1 燃料组件快中子堆的大部分功率是在燃料组件内产生的，一座典型的均匀LMFBR ，85%~95%的功率来自燃料区，3%~6%产生在燃料组件内的轴向转换区，3%~8%的功率在径向转换区内产生。
反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类：按用途分：1）实验堆，2）生产堆，3）动力堆按慢化剂和冷却剂分：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。
2、动力反应堆的类型：水冷堆（包括轻水堆和重水堆）、气冷堆和快中子增殖堆。
3、压水堆：作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。
压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。
堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。
4、沸水堆：作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的，流出堆芯的是水与饱和蒸汽的两相混合物。
沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。
5、沸水堆电厂与压水堆电厂的比较：（1）沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，承受的压力只有压水堆的1/2，因此压力容器的厚度可以减小。
但沸水堆功率密度较低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大，这两个影响基本互相抵消。
（2）沸水堆采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。
尤其是省去了蒸汽发生器，减少了核电厂事故，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。
（3）沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便。
（4）沸水堆的比功率较小，因此虽然系统简单，但总投资较压水堆略大。
（5）由于沸水堆采用直接循环，给设计、运行、维修都带来不便。
总之，沸水堆和压水堆各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。
6、重水堆：使用天然铀作燃料，利用率高，但卸料燃耗浅，卸料量大，消耗的结构材料及后处理量都增加。
重水中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，但重水价格昂贵，所以重水堆投资高。
7、气冷堆：目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆（HGTR）。
高温气冷堆的冷却剂出口温度高，热效率较高，堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，转换比高，每年所需补充的核燃料少。
一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力混凝土反应堆容器内，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。
什么是热中子反应堆与快中子反应堆热中反应堆是一种安全、干净都达到要求的经济能源，在目前以及今后一段时间内它将是发展核电的主要堆型。
然而，热中子反应堆所利用的燃料铀235，在自然界存在的铀中只占0.7%，而占天然铀99.3%的另一种同位素铀238却不能在热中子的作用下发生裂变，不能被热中子堆所利用。
自然界中的铀储量是有限的，如果只能利用铀235，再有30年同样会面临铀235匮缺的危险。
因此人们把取得丰富核能的长远希望，寄托在能够利用铀235以外的可裂变燃料上。
于是，快中子增殖反应堆便应运而生。
如果核裂变时产生的快中子，不像轻水堆时那样予以减速，当它轰击铀238时，铀238便会以一定比例吸收这种快中子，变为钚239。
铀235通过吸收一个速度较慢的热中子发生裂变，而钚239可以吸收一个快中子而裂变。
钚239是比铀235更好的核燃料。
由铀238先变为钚，再由钚进行裂变，裂变释出的能量变成热，运到外部后加以利用，这便是快中子增殖堆的工作过程。
在快中子增殖堆内，每个铀235核裂变所产生的快中子，可以使12至16个铀238变成钚239。
尽管它一边在消耗核燃料环239，但一边又在产生核燃料钚239，生产的比消耗的还要多，具有核燃料的增殖作用，所以这种反应堆也就被叫做快中子增殖堆，简称快堆。
快堆使用直径约1米的由核燃料组成的堆芯，铀238包围着堆芯的四周，构成增殖层，铀238转变成钚239的过程主要在增殖层中进行。
堆芯和增殖层都浸泡在液态的金属钠中。
因为快堆中核裂变反应十分剧烈，必须使用导热能力很强的液体把堆芯产生的大量热带走，同时这种热也就是用作发电的能源。
钠导热性好而且不容易减慢中子速度，不会妨碍快堆中链式反应的进行，所以是理想的冷却液体。
反应堆中使用吸收中子能力很强的控制棒，靠它插入堆芯的程度改变堆内中子数量，以调节反应堆的功率。
为了使放射性的堆芯同发电部分隔离开，钠冷却系统也分一次回路和二次回路。
一次回路直接同堆芯接触，通过热交换器把热传给二次回路。
快中子增殖反应堆
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快堆是一种以快中子引起易裂变核铀-235或钚-239等裂变链式反应的堆型。
快堆的一个重要特点是：运行时一方面消耗裂变燃料（铀-235或钚-239等），同时又生产出裂变燃料(钚-239等)，而且产大于耗，真正消耗的是在热中子反应堆中不大能利用的、且在天然铀中占99.2%以上的铀-238,铀-238吸收中子后变成钚-239。
在快堆中，裂变燃料越烧越多，得到了增殖，故快堆的全名为快中子增殖反应堆。
快堆是当今惟一现实的增殖堆型。
我国核能利用已进入商用阶段,目前已有9座核电反应堆机组在运行,总装机容量达到670万千瓦,主要堆型是压水堆。
压水堆是热中子堆（或称慢中子堆），主要利用铀-235作为裂变燃料,而铀-235只占天然铀的0.7%左右。
对压水堆来说，烧一次只能烧掉核燃料（即投入铀资源）的0.45%左右,剩下的99%还是烧不掉,其中主要是铀-238。
如果把快堆发展起来，将压水堆运行后产生的工业钚和未烧尽的铀-238作为快堆的燃料也进行如上的多次循环，由于它是增殖堆，裂变燃料实际不消耗，真正消耗的是铀-238,所以只有铀-238消耗完了,才不能继续循环。
理论上，发展快堆能将铀资源的利用率提高到100%,但考虑到加工、处理中的损耗，一般来说可以达到60％～70％的利用率，是压水堆燃料一次通过的利用率的130～160倍。
利用率提高了,贫铀矿也有开采价值,这样,从世界范围讲,铀资源的可采量将提高上千倍。
1986年,我国快堆技术开发纳入国家“863”高技术计划,开始了以6.5万千瓦热功率实验快堆为工程目标的应用基础研究。
研究重点是快堆设计研究、燃料和材料、钠工艺、快堆安全等。
至1993年总共建成20多台套有一定规模的实验装置和钠回路,为中国实验快堆的设计奠定了基础。
1993年，我国快堆研究进入发展阶段。
由于我国在快堆基础研究和应用基础研究阶段对快堆设备和系统研究甚少，因此遵照以我为主、引进国外先进技术的原则，与俄罗斯进行了联合快堆技术设计,接着进行了自主的初步设计和施工设计，目前设计已经完成,主体土建工程已经结束,已有300多台大型设备安装就位,正在进行各系统的安装；燃料已验收，主要设备已到货，以设备投资计国产化率达到70％。
2005年初，核级钠将进厂,堆本体将进行安装,预计2007年首次临界。
快堆技术比较复杂，工程开发投资较大，我们在国家“863”高技术计划领导下，完成
了我国快堆发展战略和技术路线的研究，并提出我国快堆工程技术分三步发展的建议：第一步，中国实验快堆，热功率6.5万千瓦，电功率2万千瓦,目前正在建造,计划2007～2008年临界和并网。
第二步，中国原型快堆，电功率约60万千瓦,建议2013年建造，2020年运行,目前正处规划建议阶段。
第三步，中国商用验证堆，电功率100万～150万千瓦,建议2018年建造，2025年运行,在此基础上2030年～2035年批量推广大型高增殖快堆。
国外快堆的发展已有半个世纪,发展快堆的9个国家美、俄、英、法、日、德、意、印、韩总共建成过21座快堆。
目前所有建造快堆的国家为了未来大规模核能的发展，均不同程度地开始研究用快堆来焚烧热堆产生的放射性废物，使核能变成更加清洁的能源，同时也开展一些新型快堆的预研。
需要大规模发展核能来替代常规能源的国家,必然要发展快堆和相应的闭式燃料循环,将铀资源用好、用尽。
如果热堆发展已有一定规模，就应考虑首先用快堆、继而用更有效的加速器驱动次临界快堆将长寿命废物尽量焚烧掉，让需要地质深埋的废物尽量减少。
由于快中子增值反应堆中的核反应会产生核武器的重要原料钚-239，因而有较大的核武器扩散风险。
增殖反应堆
铀２３５是实用的核燃料。
这就是说，慢中子会使铀２３５原子发生裂变（一分为二），并且产生更多的慢中子，而这些慢中子又会进一步引起其他铀原子裂变，使裂变过程持续下去。
由于同样的原因，铀２３３和钚２３９也是实用的核燃料。
遗憾的是，天然存在的铀２３5和钚２３９的数量真是微乎其微，而铀２３５的数量虽然比较可观，但也相当稀少。
在任何一块天然铀的标本中，每一千个铀原子当中只有七个是铀２３５，其余的都是铀２３８。
铀２３８是最常见的一种铀，但它却不是实用的核燃料。
铀２３８也能在中子作用下发生裂变，但只有快中子才能做到这一点。
那些分裂成两半的铀２３８会产生一些慢中子，而慢中子不足以引起进一步的裂变。
铀２３８可以比作潮湿的木头：你可以把它烧着，但它最后还是要熄灭的。
但是，假定把铀２３５同铀２３８分离开来（这是一个相当艰巨的任务），并且用铀２３５来建造一个原子核反应堆，这时，构成反应堆燃料的那些铀２３５原子就会发生裂
变，并向四面八方发射出无数慢中子。
如果这个反应堆包着一个用普通铀（其中
绝大部分是铀２３８）制成的外壳，那么，射入这个外壳的中子就会被铀２３８所吸收。
这些中子不可能迫使铀２３８发生裂变，但却会使铀２３８发生另外的变化，最后就会产生钚２３９。
如果把这些钚２３９从铀里面分离出来（这是个相当容易完成的任务），它们就可以用作实用的核燃料了。
能够用这种方式产生新燃料去代替用掉的燃料的反应堆就是增殖反应堆。
一座设计得当的增殖反应堆所生产的钚２３９，在数量上要多于消耗掉的铀２３５。
利用这种办法，就可以使地球上的全部铀——而不仅仅是稀有的铀２３５——都变成潜在的燃料来源。
天然存在的钍完全是由钍２３２组成的。
钍２３２就象铀２３８一样，也不是实用的核燃料，因为要有快中子才能使它发生裂变。
不过，如果把钍２３２放进包着核反应堆的外壳里，钍２３２原子就会吸收慢中子，并且尽管它不发生裂变，最后却会变成铀２３３原子。
由于铀２３３是一种很容易同钍分离开来的实用燃料，这样做的结果便又实现了另一种增殖反应堆，它会把地球上现有的钍资源变成潜在的核燃料。
地球上的铀和钍的总量大约比铀２３５一项的蕴藏量多８００倍。
这就是说，如果适当地利用增殖反应堆，就可以通过原子核裂变发电厂把地球上的潜在能源增加８００倍。
