现在广泛建造的核电站，只能利用铀资源的1%～2％。它给我们赢得了几十年珍贵的时间，去开发新能源。然而，我们的最终目标，是要寻求能持久解决能源问题的方案。很多国家目前都在积极研究一种新的堆型——快中子增殖堆。当它们能像压水堆那样得到推广时，世界能源的紧张局势就会有所改变。
什么叫做增殖堆呢？任何反应堆运行时，都能使堆芯内的一部分铀-238或钍-232转换为可裂变物质。堆内新产生的裂变物质和消耗掉的裂变物质之比称为转换比。压水堆的转换比只有0.6左右，而快中子堆的转换比却大于1，即在每“烧”掉一个裂变原子的同时，会形成一个以上的新的裂变原子。因此，堆内的核燃料不是越“烧”越少，而是越“烧”越多。过了若干年，一个反应堆内积存的燃料，将可分别供两个反应堆使用。这就叫做核燃料的“增殖”。
核燃料的增殖有两条途径。一条是利用铀-238产生钚-239，钚-239制成燃料元件后在堆内裂变，又可使铀-238发生转换。这种方式称为铀-钚循环。另一条途径是利用钍-232产生铀-233。铀-233燃料时，又使钍发生转换。这种方式称为钍-铀循环。当这两个燃料循环有朝一日真正运转起来时，人们拥有的能量储备就会扩大几十倍。
要实现燃料的增殖，利用快中子堆是一条有效的途径。这是什么原因呢？中子运动的速度增高时，一般地说，它与各种核素发生核反应的机会就要减少。但有个例外，即它被铀-238俘获的机会却增加了。因为铀-238有一种“共振吸收”的本领。依靠这个本领，它可以把很多中子俘获过来，使自己变成钚-239，达到增殖的目的。
为了保证中子不被慢化，快中子堆的设计有很多特点。首先，它没有慢化剂，堆芯的燃料元件排列得十分紧凑。其次，由于快中子使铀-235发生裂变的本领不如热中子，必须提高堆芯燃料中铀-235的浓度，或添加一部分钚-239。第三，在堆芯的外围上贫铀（铀-235的含量比天然铀还要少的称贫铀）或钍-232组成增殖区，逮住从堆芯内逃出来的快中子。与热中子堆相比，快中子堆在更小的堆芯内产生大量的热能，所以要求冷却剂具有更好的导热性能。一般选用液态金属来导出堆芯的热量。
增殖最早是于1946年，在美国一座小试验堆上实现的。这是一座用钚作燃料、水银作冷却剂的反应堆。在这个基础上，美国又建造了试验增殖堆EBR-i。它利用浓缩铀作燃料、铀—钾合金作冷却剂。这座反应堆在核电发展史上占有值得记念的一页。因为它最早把核能转化成了电能。1951年2月，它首次用裂变原子的能量带动一台小汽轮发电机，用四个灯泡发出的光线照亮了漆黑的爱达荷沙漠。
20世纪40年来，快中子增殖堆在很多国家中经历了试验堆、原型堆和商业性示范堆的发展过程。目前，最成熟的是用液态钠作冷却剂的快中子增殖堆。依靠这种金属极为优异的传热性能，可使堆芯达到很高的功率密度，从而缩短核燃料倍增所需的时间。
世界各国曾先后建造过几十个快中子堆和试验装置，其中有几个昙花一现就报废了。美国建造过7个快中子堆，最后的一个示范性的快中子堆，功率300兆瓦，由于没有通过安全审批，最后建设计划被搁置。
快中子堆发展得比较好的是法国。它的“凤凰”快中子堆和“超凤凰”快中子堆，都采用一体化的池式结构。反应堆容器是一个很大的不锈钢池子，直径22米，高10米，壁厚为35～50毫米，堆顶是3米厚的钢和混凝土做成的盖板。在这个钢池子里，除了堆芯以外，还放入一回路钠泵、钠-钠热交换器，这就保证放射性钠不会离开反应堆容器。一回路钠由下而上经过核燃料，加热到545℃，然后进入钠-钠热交换器。在反应堆容器外面，还包有一个同样厚度的钢容器。整个装置再装在1米厚的混凝土安全壳内，可以说是重重设防，保险又保险。在1991年世界核电站统计表中，可以找到9座快中子堆核电站，但实际在运行的只有四座，法国的“超凤凰”堆便是其中之一。
快中子堆由于技术复杂，安全要求高，因此造价很高，它的投资约为压水堆核电站的5倍。