Цей паливний цикл може бути створений тільки після напрацювання плутонію в урановому паливному циклі з урану-238 в реакторах на теплових нейтронах. Отримуваний з урану-238 плутоній містить ізотопи 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu. З них 239Pu й 241Pu діляться тепловими нейтронами, а ізотопи 240Pu і 242Pu тепловими нейтронами не діляться. Енергетична цінність плутонію такого ізотопного складу при «спалюванні» в реакторах на теплових нейтронах приблизно еквівалентна енергетичній цінності урану-235. У реакторах на швидких нейтронах в реакції ділення беруть участь всі ізотопи плутонію, включаючи 240Pu і 242Pu, що підвищує енергетичну цінність плутонію, витягнутого із відпрацьованого палива реакторів на теплових нейтронах, приблизно на 30%.

Плутоній може замінити уран-235 в урановому паливному циклі. У цьому випадку АЕС з реакторами на теплових нейтронах працюватимуть по плутоній-урановому паливному циклу, використовуючи змішане уран-плутонієве МОХ-паливо.

Проте найбільш ефективне використання плутонію в реакторах на швидких нейтронах. На мал. 5.2 наведена схема плутонієвого паливного циклу.

При виготовленні твелів для зон відтворення реакторів на швидких нейтронах використовується природний або збіднений уран (з відвалів заводів зі збагачення палива для реакторів на теплових нейтронах), а для активної зони використовується плутоній, напрацьований в урановому або плутонієвому паливних циклах. Тільки у плутонієвому паливному циклі застосовуються різні за конструкцією й складом паливні елементи (твели) для роботи в активній зоні та в зоні відтворення вторинного палива. При завантаженні активної зони реактора на швидких нейтронах плутонієм виникає надлишок нейтронів для відтворення вторинного ядерного палива (?=2,88). Щоб досягти такого надлишку нейтронів і рівної величини ? при завантаженні активної зони швидкого реактора урановим паливом, необхідне його збагачення ураном235 біля 15%, коефіцієнт відтворення ядерного палива (відношення кількості опромінених ядер вторинного палива до кількості ядер, що поділилися) в реакторах на швидких нейтронах може досягати 1,5–1,7 (теоретично 2,5). Висока енергонапруженість і глибина вигоряння палива, висока температура активної зони (більше 600°С), складність в організації теплознімання знижують значення коефіцієнта відтворення до 1,3–1,4.

Мал. 5.2. Схема плутонієвого циклу з реакторами на швидких нейтронах

На відміну від інших паливних циклів у плутонієвому паливному циклі на швидкість накопичення нового ядерного палива впливає не тільки режим роботи швидкого реактора (коефіцієнт використання встановленої потужності – КВВП), але й час перебування нового палива і його втрати при переробці на підприємствах зовнішнього паливного циклу. Тому ефективність розширеного відтворення ядерного палива визначається часом подвоєння ядерного палива. Для сучасних реакторів на швидких нейтронах час подвоєння ядерного палива складає 15–16 років. Якщо час подвоєння ядерного палива буде менше часу подвоєння потужності атомної енергетики (що працює на такому паливі), то потреба в ядерному паливі із зовнішніх джерел зникає. У цьому випадку потреба в природному урані скоротиться до мінімуму, визначуваного кількістю урану-238 для завантаження зон відтворення з урахуванням різних втрат. На даний час за вартістю хіміко-технологічної переробки вторинного палива і виокремлення з нього плутонію, потребою в природному урані, капітальними витратами на будівництво реакторів на швидких нейтронах і собівартістю електроенергії, що виробляється, плутонієвий паливний цикл значно поступається урановому паливному циклу з реакторами на теплових нейтронах.