核燃料與人類使用的其他類型的燃料有著根本上的區別，因為其應用極其危險和複雜。它被用在核反應堆中，形式為幾釐米大小的二氧化鈾芯塊，被放置在密封的燃料元件內。
對元件包殼有特殊的要求：它們必須具有良好的耐腐蝕性、耐侵蝕性和耐熱性，還不影響反應堆中子吸收的特性。
對元件包殼有特殊的要求：它們必須具有良好的耐腐蝕性、耐侵蝕性和耐熱性，還不影響反應堆中子吸收的特性。
目前，俄羅斯大部分商業核電站殼體的主要材料是鋯合金。這是由於它們在水中具有良好的耐腐蝕性和熱中子低俘獲截面（指的是說明基本粒子（中子）與原子核相互作用可能性的材料性能）。俘獲截面越低，中子影響材料性能的可能性就越小。
然而，事實證明，鋯合金也有明顯的缺點。特別是，這種合金與水積極反應並產生熱量，產生氫氣並加速燃料棒塗層的降解。這是由於在高於700℃的溫度下進行蒸汽鋯反應的結果，這在水冷式核電站發生事故時是非常危險的。正是這一因素被宣佈為日本"福島"核電站爆炸的主要原因。
因此，科學家們一直在討論用難熔金屬鉬代替鋯合金的可能性。與鋯一樣，它具有良好的耐腐蝕性，同時具有比鋯更高的導熱性。
然而，使用鉬也伴隨著一定的困難。比如，這需要增加濃縮鈾的程度，導致過程成本顯著增加。
這個問題可以通過改變氣體離心機級聯中鉬同位素的天然組成來解決，即除去其他7個同位素，只留下一個最重的同位素（Mo-100），它的中子俘獲截面實際上與鋯俘獲截面一致。
利用同位素離心分離技術，還可以對鉬同位素混合物進行改性，使其在合成體中的俘獲截面接近甚至小於鋯的截面。
國立核研究大學-莫斯科工程物理學院分子物理教研室教授瓦連京·波里謝維奇說："這項研究使我們獲取到所有必要的信息，在俄羅斯現有的氣體離心機分離非鈾同位素技術基礎上，為大規模生產同位素改性鉬設計分離設備。"
科學家們在對所獲生成物中的中子俘獲截面不同要求的條件下，比較了分離鉬同位素的幾種級聯方案的有效性。這項研究是在俄羅斯基礎研究基金會的支持下，在國立核研究大學-莫斯科工程物理學院與中國清華大學工程物理系合作框架下進行的。
結果表明，最有效的分離方案可以使用單一的矩形分段級聯或雙矩形分段級聯實現。這取決於對所獲得的同位素改性的鉬的中子俘獲截面的設定。