核燃料转换是指将天然铀中99%以上的铀-238以及钍-232转换成人工裂变同位素钚-239和铀-233，从而解决核能源燃料储存稀缺的难题，可以在较长的时间内满足人类对能源的需要。主要的核燃料转换过程有两类：一是把铀-238转换成钚-239；另一类是在反应堆中装入可转换同位素钍-232，经过中子辐照后转换为铀-233。

随着电力需要量的迅速增长和由此而引起的能源不足，核能已经发展成为一种重要的新能源。可以作为反应堆核燃料的裂变同位素有铀-235，钚-239和铀-233三种。其中只有铀-235是在自然界中天然存在的。然而遗憾的是，在天然铀中只含大约0.72%左右的铀-235，而占99.2%以上的是铀-238。因而，单纯以铀-235作为燃料的核动力，很快就会使天然铀的资源枯竭，它并不能显著地扩大现有的能源。同时，再考虑到铀矿开采经济价值的限制，它很快就可能无法满足核动力发展的需要。幸而，我们可以把天然铀中99%以上的铀-238以及钍-232通过反应转换成人工裂变同位素钚-239和铀-233。假如我们能够通过转换把铀-238和钍-232充分地利用起来，那么，核能的能源将扩大几十倍至近百倍，从而可以在较长的时间内满足人类对他能源的需要。

在反应堆中，主要的核燃料转换过程有两类：一是把铀-238转换成钚-239；二是在反应堆中装入可转换同位素钍-232，经过中子辐照后转换为铀-233。

把铀-238转换成钚-239，其反应过程如下：

通常我们把可用以生产裂变同位素的核素，如上式中的铀-238，称为可转换同位素，而把这种通过可转换物质产生裂变同位素的过程叫做转换。为完成上述的反应，必须将铀-238放入反应堆中经受中子的辐照。在现代动力反应堆中，一般是采用低浓铀为核燃料，在燃料中存在着大量的铀-238，因而在反应堆的正常运行中必然会发生轴-238转换为钚-239的过程。例如在一个轻水反应堆中，新装的燃料一般是铀-238占97%左右的低浓缩铀，经过一年左右的中子辐照后，卸下的料中大约含0.8%左右的钚-239。如果把产生的钚-239从卸下的燃料中提取出来，加工成新燃料再装入堆芯或新的反应堆中加以利用，这样的燃料循环过程便称为铀-钚循环。

另一类转换过程是在反应堆中装入可转换同位素钍-232，经过中子辐照后转换为铀-233，其转换过程是：

如果把新产生的铀-233提取出来再用于反应堆中作为燃料，这种循环便称为钍-铀循环。钍在自然界中的藏量相当丰富。关于钍-铀循坏的利用问题，已在一些国家中引起了重视。

通常用转换比CR来描述转换过程。它的定义是：反应堆中每消耗一个裂变材料原子所产生新的裂变材料的原子数。即：

CR=堆内可转化物质的吸收率/堆内所有裂变物质的吸收率=裂变物质的生成率/变物质的消耗率

这样，假设有N个裂变同位素原子核消耗掉，则会产生N（CR）个新的裂变核。如果新产生的裂变同位素与原来的裂变同位素相同，这些新的裂变核又将参与转换而生成N（CR）*（CR）=N（CR）^2个新的裂变核。如此继续下去，可以得出在CR<1的情况下，最后被利用裂变同位素的总数量为：

例如，对于轻水反应堆CR≈0.6，于是，最终被利用的裂变核约为原来的2.5倍。若CR=1，则每消托一个裂变元素的原子，使可以产生一个新的裂变核。在这种情况下，可转换物质可以在反应堆内不断地转换而无须给系统添加新的裂变物质。然而，最吸引人的是CR>1的情况。这时，反应堆内产生的裂变元素比消耗的多，除了维持反应堆本身的需要外，还可以增殖出一些裂变材料供给其他新反应堆使用，这种反应堆称为增殖堆。把这时的转换比（CR>1）称为增殖比，并以BR表示加以区别。通常把CR<1的生产堆称为转换堆。增殖堆的出现为实现轴和钍的资源的充分利用开辟了现实的途径。

现在让我们进一步考察一下转换（或增殖）过程的物理特征。裂变核每吸收一个中子所产生的有效裂变中子数为m。显然，除了为维持链式反应所必须的一个中子以及为其它材料（不包括可转换材料）所吸收和泄漏损失以外，剩余的中子便被可转换材料吸收而用于转换过程。因此，根据中子平衡和CR的定义有

其中

这里A，L和F分别是相对于裂变核每吸收一个中子时其它材料吸收的中子数、泄漏的中子数和可转换材料的裂变数。v'为可转换同位素的每次裂变放出的平均中子数.

从式子中可以看出，转换比或增殖比与η、A、L和F等有关。其中最重要的数值是η。显然，若η>1，反应堆就有可能发生转换。而要实现增殖过程，则必须要求η大于2，这是因为还要考虑有吸收损失A和泄漏损失L的缘故。由于能量在1-10^5电子伏的范围内铀-235的n值和能量在10-2×10^4电子伏的范围内钚-239的η值都小于2，因而对于铀-235或钚-239作燃料的热中子或中能中子反应堆是不可能实现增殖的。但是，当中子能量继增高时，η值显著地增大并且大于2。特别是对于钚-239更是如此。只要反应堆内的裂变是由E>100千电子伏以上的快中子引起的，用钚-239作燃料的反应堆就可以实现增殖，而对于铀-235，则中子的能量还必须要高得多。这种反应堆通常称为快中子增殖堆。

对于铀-233，情况则有些不同。在快中子区域，它和钚-239及铀-235一样可以实现增殖。对于热中子，例如E≈0.025电子伏，它的η≈2.29，因而有可能设计出一个以铀-233为燃料的热中子增殖堆。

燃料和可转换材料以外的其它物质（冷却剂、结构材料和裂变产物等）的吸收（A）将使转换比（或增殖比）降低。由于在热能区域内这些材料的中子的吸收截面（尤其是裂变产物氙）比较大，因而它们对热中子反应堆的影响最为严重，并使转换比显著地降低。泄漏损失同样使转换比（或增殖比）降低。对于热中子反堆来说，这个数值并不太大。但是对于快中子反应堆，由于芯部体积较小，L的数值也就可观，因此为了减少中子的泄漏损失，通常在快中子反应堆的芯部外面上一层由可转换材料构成的“再生区”，用来吸收泄漏出堆芯的中子，以提高增殖比。铀-238和钍-232的快裂变分额F对于热中子反应堆来说是很小的（0.02-0.06），而对于快中子堆则可以达到0.15-0.20。