对直接使用天然铀的反应堆(如石墨慢化气冷堆)或含3％铀—235的浓缩铀反应堆(如压水堆)，绝大多数铀—235被消耗掉，同时有些铀一238转化为钚—239。然而消耗掉的材料质量大约仅占原始天然铀质量的1％。剩下来的就是铀—235化了的铀(铀—235含量约为o．2％)，这种铀不能直接使用。

      “增殖”反应堆的优点是，它利用了这种被视为无用的原材料。为此，通过使用可裂变物质含量较高的核燃料(在现行的钚或铀一235反应堆中约占15—20％)，实现铀—238向钚—239的转换。这样就无需使用慢化剂。  

      增殖堆中钚核裂变释放的三个中子当中，有一个用来维持链式反应(击中另一个钚核，将其分裂，并产生三个新中子等)；第二个中子总是被铀—238核俘获并再生(增殖)最初裂变掉的钚核；第三个中子或被吸收(被结构性或保护性材料所俘获)，或被铀—238核再俘获，因此产生比开始时稍多的钚。这并非“永恒的运动”，因为消耗的是铀—238，但人们期望快中子增殖堆能提高铀的利用率，也就是使将天然铀释放的能量增加50到80倍。为了实现这个增长，辐照燃料经后处理，以回收反应堆中产生的钚，这种钚被用来生产新燃料，又回到反应堆中去，如此反复。这种循环已在法国凤凰反应堆中重复了3次。

      尽管在增殖堆中试图用氦作冷却剂，但由于核燃料释放的高能量密度和高热通量，不能使用气体排热。为避免中子减速，以促进增殖，也不能用水作冷却剂(尽管水中的氢是极好的慢化剂)。解决这一问题的方法是，用液态金属钠将从核燃料释放出的热量传递给蒸气发生器。

      快中子增殖堆原理图：燃料元件所含钚的数量足以省却慢化剂。为增加铀—238对中子的俘获并替代消耗掉的钚，堆芯产生的热量通过在一回路系统中循环的液态钠导出。钠受中子流影响带有效射性。为避免放射性钠和水起反应而带来的危险，采用了双层钠热交换系统（图中绿色部分）将堆芯的热量传递给蒸汽发生器。其余部分类似于其它原理图。