在林天元在考察长江沿线的时候，侯核工程师，增殖堆由他负责写可行性报告，他真的有想死的感觉。
增殖堆的技术根本不成熟，还要他写可行性报告。
铀235是实用的核燃料。这就是说，慢中子会使铀235原子发生裂变（一分为二），并且产生更多的慢中子，而这些慢中子又会进一步引起其他铀原子裂变，使裂变过程持续下去。由于同样的原因，铀233（不是铀235）和钚239也是实用的核燃料。
遗憾的是，天然存在的铀233和钚239的数量真是微乎其微，而铀235的数量虽然比较可观，但也相当稀少。在任何一块天然铀的标本中，每一千个铀原子当中只有七个是铀235，其余的都是铀238。
铀238是最常见的一种铀，但它却不是实用的核燃料。铀238也能在中子作用下发生裂变，但只有快中子才能做到这一点。那些分裂成两半的铀238会产生一些慢中子，而慢中子不足以引起进一步的裂变。铀238可以比作潮湿的木头：你可以把它烧着，但它最后还是要熄灭的。
但是，假定把铀235同铀238分离开来（这是一个相当艰巨的任务，因为它们是同位素，化学性质相同），并且用铀235来建造一个原子核反应堆，这时，构成反应堆燃料的那些铀235原子就会发生裂变，并向四面八方发射出无数慢中子。如果这个反应堆包着一个用普通铀（其中绝大部分是铀238）制成的外壳，那么，射入这个外壳的中子就会被铀238所吸收。这些中子不可能迫使铀238发生裂变，但却会使铀238发生另外的变化，最后就会产生钚239。如果把这些钚239从铀里面分离出来（这是个相当容易完成的任务，因为化学性质不同），它们就可以用作实用的核燃料了。
能够用这种方式产生新燃料去代替用掉的燃料的反应堆就是增殖反应堆。一座设计得当的增殖反应堆所生产的钚239，在数量上要多于消耗掉的铀235。利用这种办法，就可以使地球上的全部铀——而不仅仅是稀有的铀235——都变成潜在的燃料来源。
天然存在的钍完全是由钍232组成的。钍232就象铀238一样，也不是实用的核燃料，因为要有快中子才能使它发生裂变。
不过，如果把钍232放进包着核反应堆的外壳里，钍232原子就会吸收慢中子，并且尽管它不发生裂变，最后却会变成铀233原子。由于铀233是一种很容易同钍分离开来的实用燃料，这样做的结果便又实现了另一种增殖反应堆，它会把地球上现有的钍资源变成潜在的核燃料。
地球上的铀和钍的总量大约比铀235一项的蕴藏量多800倍。这就是说，如果适当地利用增殖反应堆，就可以通过原子核裂变发电厂把地球上的潜在能源增加800倍。）核增殖堆目前具有可行性的是快中子增殖反应堆。主要分为运行时一方面消耗裂变燃料（铀-235或钚-239、铀233等），同时又生产出裂变燃料(钚-239等)，而且产大于耗，真正消耗的是在热中子反应堆中不大能利用的、且在天然铀中占99.2%以上的铀-238，铀-238吸收中子后变成钚-239。在快堆中，裂变燃料越烧越多，得到了增殖，故快堆的全名为快中子增殖反应堆。快堆是当今唯一现实的增殖堆型。
我国核能利用已进入商用阶段，目前已有9座核电反应堆机组在运行，总装机容量达到670万千瓦，主要堆型是压水堆。压水堆是热中子堆（或称慢中子堆），主要利用铀-235作为裂变燃料，而铀-235只占天然铀的0.7%左右。对压水堆来说，烧一次只能烧掉核燃料（即投入铀资源）的0.45%左右，剩下的99%还是烧不掉，其中主要是铀-238。
如果把快堆发展起来，将压水堆运行后产生的工业钚和未烧尽的铀-238作为快堆的燃料也进行如上的多次循环，由于它是增殖堆，裂变燃料实际不消耗，真正消耗的是铀-238，所以只有铀-238消耗完了，才不能继续循环。理论上，发展快堆能将铀资源的利用率提高到100%，但考虑到加工、处理中的损耗，一般来说可以达到60%～70%的利用率，是压水堆燃料一次通过的利用率的130～160倍。利用率提高了，贫铀矿也有开采价值，这样，从世界范围讲，铀资源的可采量将提高上千倍。
铀的经济矿产不多，但是贫铀矿还是有很多。
不过候工程师需要的是论证钍增殖堆。钍燃料的缺点是：最主要的不利在于由232Th转化成233U的过程中，产生了232U。因为由232U再衰变成稳定同位素208Pb的过程中，会产生放射高强度γ-射线的212Bi及208Tl又其中232U及228Th会在再处理过程中，伴随在233U及232Th中产生，使得经过再处理后所制成的燃料元件仍具高放射性，以致在制造时，人需在具有屏蔽或隔离的设备中，增加制造成本。
二、处理钍燃料时，需更多的强力熔剂，即更浓的硝酸，且以氟化物当触媒，而使用这些熔剂后，将使萃取、废料处理、酸碱调整更复杂。
三、钍燃料溶液须另加一些溶液，来去除过量的酸。
四、在萃取时，会形成第三相的相平衡，使得其在相同的设备下，其萃取速率较铀燃料溶液（仅有机相与无机相两相）为慢。
处理的方式与铀燃料相似，先以机械方式切断燃料棒，再以浓硝酸溶解，惟金属钍在硝酸中呈“怠惰性”，故须添加小量氟化氢，使之易于溶解，但氟离子易与铀及钍形成错化合物，影响萃取效果，且又引起强烈的腐蚀问题，解决之道可采用硝酸铝，因其可使氟与硝酸铀醯及硝酸钍醯完全化合。溶解之后，乃蒸馏硝酸盐溶液，直至清除所有之游离酸且稍过量。再加硝酸铝，并将此溶液移入萃取设备中，以一烃类中溶解42.5%之磷酸三丁酯（TBP）稀溶液行逆流萃取，同时萃取出钍及铀。
最后分离钍及铀-233，用硝酸稀溶液选择性萃取钍，以TBP洗涤之水溶液，再萃取少量的铀，硝酸钍之水溶液再由草酸盐沉淀、结晶等法处理之，整个过程谓Thorex法。由于易裂燃料的经济价值甚高，故须经由再处理厂将其回收，如此不仅可降低发电成本，且可避免资源的浪费。惟经再处理后的废溶液，却含有在分裂过程中所留下的分裂产物，其放射性有的高达数百万居里者，半衰期更达数万年甚至上亿年者，故须谨慎处理。其中B、I、Xe、Kr、Ru等挥发性分裂产物，可用活性炭反复吸收，至无害后，再由吸附塔排出。馀下的放射性废料，先贮藏一段时间，使其放射性自然衰减，然后将其浓缩，再装桶贮藏，但因其中仍含有137Cs、90Sr等长半衰期的核种，另由于废液之发热与腐蚀性导致材料强度之下降，故须再采用固化处理法。将废料固化有下列优点：
(一)将放射性核种固化成无流动性且机械强度大的固体（核种之浸出率小），使贮藏容器之腐蚀速度变小，可防止逸出周遭环境，即可将放射性核种封闭抑制其散逸。
(二)可减小贮藏所需空间容积。
(三)稳定性较好。
(四)高温贮藏成为可能。
(五)安全性提高，操作变易，便于往隔离地点之运送、搬运、废料作业。
(六)不必如液态贮藏时之严格保存、监视。
其中最主要的方法为玻璃固化法，因玻璃之溶解度及含有成分之浸出率极低，且减容系数相当大，应用已确立之玻璃制造技术，将强放射性废液玻璃化，使放射性核种固定于玻璃中；但相反地，装置比较复杂，处理费高，因高温（900～1200℃）处理所需之装置材料、放射性核种之挥发等问题尚未解决。
因此也有人建议以下两种完全之处理处置法，一为将极高放射性废料装入火箭，投弃于外太空；或使用高功率之高密度中子源、高能量质子加速器或核融合反应器，将分裂产物中之长半衰期核种（90Sr、137Co、85Kr、99Tc、129I等）以中子照射行核变换，而转成短半衰期、极长半衰期或稳定的核种。前者于现在只是纸上谈兵作业，技术尚待克服，并无实用远景，且将造成太空垃圾，亦是一种不负责任的行为。后者亦只开始检讨阶段，无论在技术上或经济上尚有诸多困难必须解决，不过此法较符合处理原则，安全性亦较高。
人类可利用的核资源(可裂变核)只有3种:铀-233，铀- 235和钚-239.其中只有铀-235是自然界中存在和可供人类开采的，现今世界上运行的绝大部分核反应堆所燃烧的就是这种可裂变核.然而，天然铀中铀-235的丰度仅为0.72%，并且其裂变废物中含有次锕系核素和长寿命裂变产物，对环境存在长远的威胁.在加速器驱动的次临界系统中生产铀-233，不但充分利用了钍-232在快中子条件下的增值能力和铀-233优异的热中子性能，并且系统运行稳定，其产生的核废料较少.铀-233的生产过程中，只会产生
极少量的能够用于核武器制造的材料钚-239，这对于核废料的处理和防止核扩散具有重要的意义.我国钍资源相对比较丰富，钍储存量在世界排名前列.并且，用作原料的钍- 232的氧化物具有较好的物理性质与化学性质，长期储存的稳定性较好，也使得这种反应堆内能够长时间稳定运行.
根据根据研究人员的估计，使用一个功率为10 MW 以上的质子加速器，轰击铅铋靶和慢化增殖后，中子通量能够驱动一个5吨左右的钍基核反应堆生产铀-233.经过大约1.5年的运行，所生产的铀-233可以用于一个1 GW 的钍基熔盐堆的初始装料，或者经过提纯后供应一个1 GW 的热核反应堆一年所需的铀-233核燃料.研究人员特别提出，使用慢化剂铍和重水可以将反应堆的中子能量大部分控制在1 keV 至1 MeV，这样可以提高中子的利用率，从而提高铀-233的产率.研究人员进一步建议对高能强流质子加速器技术、钍基核反应堆、铀233的提取分离工艺和辐射防护等方面的课题开展深入研究.
如果这种设想能够最终实用化，那么不但能够提高核反应堆的安全性能，减少核废物的产生量，而且能够极大缓解我国的能源供应紧张状况，在较长时间内保证我国的能源得到稳定供应，从而有助于解决我国的能源安全问题.该研究得到了中国科学院知识创新工程重要方向项目(KJCX2-EW-NO1）资助。
而放射性废料的处理不仅会影响大自然的生态平衡，甚至影响核能和平用途的发展，故其实为核能工业的关键课题，有待从事核能研究的学者、专家共同合作来解决。
侯工程师勉为其难的了完成钍增殖堆的可行性报告。主要特色是提出用AI来从事相关工作避免辐射。
很快，白云鄂博尾矿钍提取可行性报告也完成了。
最后核电木的项目可行性报告出炉。
