Dans un réacteur à eau pressurisée classique, environ les deux tiers de l'énergie de fission provient directement de la fission de l'uranium-235 (U), tandis qu'un tiers provient de la fission du plutonium-239 (Pu). Cet élément, qui n'est pas présent au départ dans le combustible nucléaire constitué d'oxyde d'uranium (UOX), est créé au sein du cœur du réacteur lorsqu'un noyau d’uranium-238 fertile capture un neutron. L’uranium-238 devient alors de l’uranium-239, qui se transforme à son tour en plutonium-239 fissile par deux désintégrations béta moins.
La production de noyaux fissiles à partir de noyaux fertiles est le principe de la surgénération. Un réacteur nucléaire est un surgénérateur lorsqu'il est capable de produire autant ou plus de matériaux fissiles qu'il n'en consomme. Autrement dit, il faut que le rapport, pour un intervalle de temps donné, du nombre de nucléides fissiles produits au nombre de nucléides fissiles détruits, soit supérieur à 1.
Pour ce faire, des couvertures fertiles sont introduites dans le réacteur afin de subir le flux neutronique. La difficulté de cette étape réside dans le fait que la production de neutrons par fission doit être suffisante à la fois pour maintenir la réaction en chaîne et pour irradier les matériaux fertiles. Cette contrainte est surmontée en réduisant les captures stériles de neutrons, notamment celles par le modérateur et le caloporteur.
La solution technologique retenue dans le cas des réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (type Superphénix) consiste à supprimer le modérateur et donc utiliser un spectre rapide. L'utilisation de la transformation uranium-238/plutonium-239 est d'autant plus justifiée qu'il est plus efficace en spectre rapide.
Après irradiation en réacteur, le retraitement du combustible et des couvertures fertiles permet de récupérer les matériaux fissiles produits en réacteur afin d'en faire du combustible neuf.
Un autre cycle envisageable est celui du thorium-232/ uranium-233 (notamment dans des réacteurs à sels fondus). La difficulté majeure provient du fait que l'uranium-233 n'existe pas à l'état naturel et qu'il faut donc le fabriquer auparavant, ce qui est réalisé depuis des années avec le plutonium. Ce cycle intéresse fortement l’Inde qui dispose de réserves importantes de thorium. De telles réserves existent aussi en grande abondance en Bretagne.