钚239
钚-239（239Pu)裂变速度快，临界质量小，有些核性能比铀-235（235U）好，是核武器重要的核装料。但是它的毒性大，生产成本高，要建造复杂的生产堆和后处理厂，才能实现工业化生产。它是通过反应堆中产生的慢中子轰击铀-238人工生产的。
中子来源于用于天然铀作成的元件中的铀-235。铀-235裂变中子产额为2-3个，这些中子经慢化后会再次引起铀-235裂变。维持这种裂变反应只需一个次级中子就够了，其余的除被慢化剂等吸收掉的外，即可使天然铀的铀-238转化为钚-239了。所以，生产堆中的核燃料元件，既是燃料，又是生产钚-239的原料。钚-239是从乏燃料元件中分离出来的。实际上，生产堆的作用，就是烧掉一部分天然铀中的铀-235来换取钚-239，平均烧掉一个铀-235原子，得到0.8个钚-239原子。
主要用于生产易裂变材料或其他材料，或用来进行工业规模辐照。它包括产钚堆、产氚堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆。如果不是特别指明，通常是指产钚堆。我国第一座生产堆建在酒泉原子能联合企业内，它是依靠我国自己的力量建设成功的，1966年底该堆投入稳定运行。
钚239的提取
天然铀制成的核燃料元件，在生产堆进行燃烧和辐照后，生成钚-239。把它分离出来需送到专用的后处理厂来分离加工，需要把没有“烧”尽的铀分离出来再利用，还需要把钚-239同其他裂变产物分离开。
后处理方法分为湿法和干法两种。干法尚处于研究开发阶段，目前主要应用湿法。湿法又分为沉淀法、溶剂萃取法，离子交换法三种。其中沉淀法已属陈旧，目前主要应用溶剂萃取法，也称普雷克斯（Purex)流程。其基本原理是利用铀、钚以及裂变产物的不同价态在有机溶剂中有不同的分离系数，将它们一一分开。
钚-239分离出来后，还需要纯化，去除微量杂质，才能作为核武器的装料。我国依靠自己的科技力量，于60年代中期独立开发了萃取法工艺流程，并建成了中间试验厂和大型后处理厂。生产堆的乏燃料经后处理，铀与钚进行分离后，铀-235还有一定的含量，经纯化工序后，再经转换，为扩散厂提供原料。