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      對直接使用天然鈾的反應堆(如石墨慢化氣冷堆)或含3％鈾—235的濃縮鈾反應堆(如壓水堆)，絕大多數鈾—235被消耗掉，同時有些鈾一238轉化為钚—239。然而消耗掉的材料質量大約僅占原始天然鈾質量的1％。剩下來的就是鈾—235化了的鈾(鈾—235含量約為o．2％)，這種鈾不能直接使用。

      “增殖”反應堆的優點是，它利用了這種被視為無用的原材料。為此，通過使用可裂變物質含量較高的核燃料(在現行的钚或鈾一235反應堆中約占15—20％)，實現鈾—238向钚—239的轉換。這樣就無需使用慢化劑。  

      增殖堆中钚核裂變釋放的三個中子當中，有一個用來維持鏈式反應(擊中另一個钚核，將其分裂，并產生三個新中子等)；第二個中子總是被鈾—238核俘獲并再生(增殖)最初裂變掉的钚核；第三個中子或被吸收(被結構性或保護性材料所俘獲)，或被鈾—238核再俘獲，因此產生比開始時稍多的钚。這并非“永恒的運動”，因為消耗的是鈾—238，但人們期望快中子增殖堆能提高鈾的利用率，也就是使將天然鈾釋放的能量增加50到80倍。為了實現這個增長，輻照燃料經后處理，以回收反應堆中產生的钚，這種钚被用來生產新燃料，又回到反應堆中去，如此反復。這種循環已在法國鳳凰反應堆中重復了3次。

      盡管在增殖堆中試圖用氦作冷卻劑，但由于核燃料釋放的高能量密度和高熱通量，不能使用氣體排熱。為避免中子減速，以促進增殖，也不能用水作冷卻劑(盡管水中的氫是極好的慢化劑)。解決這一問題的方法是，用液態金屬鈉將從核燃料釋放出的熱量傳遞給蒸氣發生器。
 
      快中子增殖堆原理圖：燃料元件所含钚的數量足以省卻慢化劑。為增加鈾—238對中子的俘獲并替代消耗掉的钚，堆芯產生的熱量通過在一回路系統中循環的液態鈉導出。鈉受中子流影響帶有效射性。為避免放射性鈉和水起反應而帶來的危險，采用了雙層鈉熱交換系統（圖中綠色部分）將堆芯的熱量傳遞給蒸汽發生器。其余部分類似于其它原理圖。