Koncentracija urana u Zemljinoj kori iznosi približno 3 ppm, što znači 3 dijela u milijun, ali koncentracija varira od 1 ppm pa do ekstremnih 500000 ppm. Budući da je uran u rudači pomiješan s drugim mineralima, nužno je rudaču kemijski i mehanički obraditi, odnosno odvojiti iz nje uran koji se nalazi u obliku oksida – U₃O₈. Koncentrirani U₃O₈ naziva se žuti kolač (yellowcake) i približno je 2000 t žutog kolača potrebno za jednogodišnji rad nuklearne elektrane snage 1000 MWe. Preradom rudače oslobađa se radioaktivni plemeniti plin ²²²Rn koji nastaje u radioaktivnom nizu raspada ²³⁸U koji je opasan jer izaziva rak pluća.

Prvi korak u obogaćivanju urana je njegova konverzija iz U₃O₈ u UF₆ – uranov heksafluorid. Postrojenja za konverziju nalaze se u Rusiji, Kanadi, Francuskoj, Velikoj Britaniji i SAD-u.

Prirodni uran sadrži 0,0055% atoma ²³⁴U, 99,275% atoma ²³⁸U i 0,720% atoma ²³⁵U. Težinski to predstavlja 0,711% ²³⁵U. S obzirom na malu zastupljenost fisibilnog izotopa ²³⁵U prirodni uran kao gorivo mogu koristiti teškovodni i grafitom moderirani reaktori dok lakovodni reaktori zahtijevaju obogaćen uran. Obogaćenje za lakovodne reaktore varira od nešto manje od 2% do maksimalno dozvoljenih 5% (težinskih) ²³⁵U. Obogaćenje u podmorničkim reaktorima, a naročito u nuklearnom oružju je veće. Osim obogaćenog urana u procesu obogaćivanja nastaje i osiromašeni uran gdje je težinski udio ²³⁵U obično između 0,20% i 0,35%. Manji težinski udio ²³⁵U u osiromašenom uranu znači manju upotrebu prirodnog urana, ali i veće troškove obogaćenja i obrnuto.

Obogaćenje urana moguće je sljedećim metodama:

1. difuzijska metoda,
2. metoda centrifuga,
3. aerodinamički procesi
4. elektromagnetska separacija,
5. lasersko obogaćenje.

Difuzijska metoda

Difuzijska metoda je prva metoda korištena za dobivanje obogaćenog urana, a temelji se na pojavi da prolaz plina kroz membranu ovisi brzini molekula plina. Zbog toga se U₃O₈ najprije prevodi u UF₆ koji se zagrijavanjem dovodi u plinovito stanje te nakon toga pod tlakom propušta kroz seriju poroznih membrana. S obzirom da je molekula s ²³⁵U lakša od one s ²³⁸U giba se brže i ima veću vjerojatnost prolaska kroz pore membrane. UF₆ koji difuzijom prođe kroz membranu ima veći postotak ²³⁵U i slabo je obogaćen, a dio koji nije prošao ima manje obogaćenje nego na početku. Proces se ponavlja više puta u seriji difuzijskih komora zvanih kaskada. Svaka komora sadržava kompresor, difuzor te izmjenjivač topline. Obogaćeni UF₆ vadi se na jednom kraju kaskade, a osiromašeni na drugom. Oko 1400 komora je potrebno da se dobije koncentracija ²³⁵U između 3% i 4%. Difuzijska metoda ima izuzetno veliku potrošnju energije od oko 2500 kWh/SWU gdje je SWU oznaka za jedinicu separacijskog rada.

Metoda centrifuga

Metoda centrifuga koristi veliki broj serijski i paralelno spojenih rotirajućih cilindara. Cilindri, promjera 15 – 20 cm i visine do 2 m, rotiraju do 70000 okr/min. Molekule UF₆ s ²³⁸U zbog toga se pomiču dalje od osi rotacije, a lakše molekule UF₆ koncentriraju se bliže osi rotacije. Iako je kapacitet pojedine centrifuge manji nego difuzijske komore njena sposobnost separacije je puno veća. Centrifuge se, kao i difuzijske komore, spajaju kaskadno, ali je broj jedinica u kaskadi manji i iznosi 10 – 20. Specifičan utrošak energije kod plinskih centrifuga iznosi 50 kWh/SWU.

Laserska metoda

Laserska se metoda temelji na selektivnom pobuđenju atoma ili molekula urana laserskim zračenjem nakon čega se pobuđeni atomi odvajaju električkim ili magnetskim poljima. Laserka metoda obogaćivanja ima manju potrošnju energije, proizvodi manje otpada i efikasnija je je od difuzijske i metode centrifuga. Međutim, dio se procesa odvija u vakuumu.

Osim obogaćenja reaktori se razlikuju i po gorivu koje koriste. Gorivo je najčešće u formi oksida, bilo UO₂ ili MOX. Ranije se upotrebljavao metalni uran. Prednost metalnog goriva u odnosu na oksidno je bolja termička vodljivost, ali ima niže talište. Manje uobičajene forme su keramičko gorivo, te goriva u formi uranovog nitrida (UN) i uranovog karbida (UC). Prednost nitridnog goriva u odnosu na klasično je veća termička vodljivost i viša temperatura taljenja. Danas se upotreba UC goriva razmatra u izvedbi mikro čestica goriva (TRISO čestice) za IV generaciju VHTR reaktora. UC gorivo također karakterizira visoka termička vodljivost i visoka temperatura taljenja.

UO₂ gorivo

Uranov dioksid, nastao konverzijom iz UF6, oblikuje se u tablete koje se kasnije slažu u veće cjeline: gorivne štapove i gorivne elemente.

Košuljica gorivnog štapa izrađena je od materijala koji slabo apsorbira neutrone, ima dobru termičku vodljivost, otporan je na koroziju i na radijacijsko oštećenje. Westinghouse danas koristi leguru na bazi cirkonija (više od 98%) nazvanu Zirlo, a Areva leguru imena M5. Gorivni štapovi PWR-a slažu se u matrice 15×15, 16×16 ili 17×17 pri čemu su neka mjesta prazna za instrumentacijsku vodilicu i vodilice kontrolnih štapova. Aktivna duljina gorivnog štapa je od 365,8 do 426,7 cm. Između tablete i košuljice se nalazi razmak (engl. gap) ili zazor ispunjen helijem na nižem tlaku od rashladnog sredstva. Iznad gornje tablete nalazi se plenum u kojem se također nakupljaju plinoviti fisijski produkti oslobođeni iz goriva i helij nastao uhvatom neutrona u IFBA-i.

Gorivni elementi za BWR reaktore su drugačiji od onih za PWR. Rešetka je 8×8 ili 9×9, tako da BWR ima značajno više gorivnih (800) elemenata nego PWR.

CANDU gorivni element cilindričnog je oblika duljine 50 cm i promjera 10 cm. Reaktori ovog tipa koriste gorivo u formi oksida, ali je uran slabo obogaćen ili je čak prirodni. Postoje dvije vrsta goriva: standardni CANDU gorivni element s 37 gorivnih štapova i napredni CANFLEX s 43 štapa; 35 manjeg promjera i 8 većeg.

MOX gorivo

MOX (Mixed Oxide Fuel) gorivo se sastoji UO₂ (tipičnog obogaćenja 0,25% ²³⁵U – dakle, radi se o osiromašenom uranu) i PuO₂ s različitim težinskim udjelom plutonijevih izotopa. Plutonij koji se koristi za MOX gorivo može biti dobiven iz rashodovanog nuklearnog naoružanja ili dobiven preradom istrošenog goriva – reprocesiranjem. U prvom slučaju udio fisibilnih izotopa plutonija iznosi 93% (samo ²³⁹Pu), a u drugom 70% (²³⁹Pu i ^241>Pu). Udio MOX elemenata u jezgri ne prelazi 50%, a obogaćenje je tipično 5,5% fisibilnog plutonija što pokazuje da je najveći udio u MOX-u ²³⁸U.

Ostale vrste goriva

Osim naprijed navedenog TRISO goriva za koje se pretpostavlja upotreba u PBR-u (Pebble Bed Reactor) predviđa se njegova upotreba zajedno sa QUADRISO gorivom u GT–MHR (Gas Turbine Modular Helium Reactor).

Gorivni elementi za ruske RBMK reaktore dugački su 3 m, a gorivo je u formi 2,4% obogaćenog uranovog dioksida. Dva gorivna elementa stavljaju se unutar jedne tlačne cijevi.

Nakon što je gorivo izvađeno iz reaktora privremeno se odlaže i hladi u bazenu za istrošeno gorivo. Nakon toga, ako je kapacitet bazena nedovoljan za sve istrošeno gorivo tokom rada elektrane, ohlađeni se gorivni elementi mogu staviti u posebno napravljene kontejnere i odložiti u suha odlagališta. Gorivo se u suhim spremištima može skladištiti stotinjak godina. Suho spremište može biti ili na lokaciji elektrane ili izvan.

Treba istaći da se kapacitet bazena za istrošeno gorivo može povećati gušćim pakiranjem istrošenog goriva, ali ne i stavljanjem jednih elemenata iznad drugih. Time bi se smanjio zaštitni sloj vode s približno sedam metara iznad gorivnog elementa na polovicu iznosa što nije dozvoljeno od strane NRC-a koji propisuje minimalnu debljinu vodenog sloja od 6,1 m.

Preradom istrošenog goriva iz njega se izdvajaju sljedeći produkti:

1. aktinidi (izotopi urana, plutonija i ostalih manjinskih aktinida),
2. laki elementi (fisijski produkti, aktivacijski produkti, košuljica).

Prerada istrošenog goriva obavlja se u različite svrhe: proizvodnju plutonija za izradu nuklearnog oružja, izdvajanje plutonija za izradu MOX goriva, izdvajanje svih aktinida za brze oplodne reaktore, izdvajanje urana za ponovo obogaćivanje. Osim što se preradom istrošenog goriva omogućava smanjenje potreba za uranom, izdvajanje različitih sastojaka iz istrošenog goriva omogućuje njihov različit tretman – korisni radionuklidi mogu se koristiti u industriji i medicini; srednježivući izotopi ¹³⁷Cs i ⁹⁰Sr mogu se posebno skladištiti za razliku od dugoživućih fisijskih i aktivacijskih produkata koji zahtjevaju trajno odlaganje u stabilnim geološkim formacijama; izdvajanje ⁹⁹Tc i ¹²⁹I za eventualnu transmutaciju neutronskim uhvatom.

Metode za preradu istrošenog goriva

PUREX (Plutonium and Uranium Recovery by Extraction) metodom se iz istrošenog goriva izdvajaju od fisijskih produkata, neovisno jedan o drugom, plutonij i uran. Metodom se može izdvajati plutonij izdvojen iz istrošenog goriva komercijalnih reaktora, ali i onaj iz reaktora za proizvodnju plutonija za upotrebu u nuklearnom oružju (razlika je u omjeru izotopa ²⁴⁰Pu i ²³⁹Pu) te su stoga postrojenja pod strogom kontrolom.

UREX (Uranium Extraction) metoda predstavlja modificiranu PUREX metodu. Primarni cilj metode je sačuvanje kapaciteta konačnog odlagališta za visokoradioaktivni otpad Osim toga metoda omogućava proliferaciju jer je onemogućena ekstrakcija plutonija i nepotunija izdvajanje 99,9% urana i >95% Tc od ostalih aktinida i fisijskih produkata.

TRUEX metoda je razvijena u Argonne National Laboratory za izdvajanje transuranskih elemenata americija i kirija.

UNEX proces, razvijen u Rusiji i Češkoj, služi da se nakon izdvajanja urana i plutonija potpuno izdvoje problematični izotopi (Cs, Sr, manjinski aktinidi).

SANEX
Lantanidi i trovalentni manjinski aktinidi se iz otopine nakon PUREX procesa uklanjaju DIAMEX i TRUEX procesima. SANEX (Selective Actinide Extraction) proces služi za izdvajanje lantanida (snažnih neutronskih apsorbera) od americija koji se može koristiti za, nprimjer, izradu detektora dima.

Posljednja je faza nuklearnog gorivnog ciklusa odlaganje radioaktivnog otpada. Pod pojmom „ radioaktivni otpad“ smatra se prerađeno istrošeno gorivo iz kojega su izdvojeni oplodni i fisibilni nuklidi. Od više opcija danas se za najprihvatljiviju smatra odlaganje u stabilne geološke formacije, iako bi u budućnosti opcija odlaganja u duboke bušotine mogla imati prednost. Bušotina bi trebala biti duboka oko 10 km, a nakon odlaganja otpada bušotina bi se zatrpala. Uslijed razvijanja topline otpad bi se rastalio i spojio s okolnim stijenama. Problem je bušenje rupa dovoljne dubine i promjera pa je zbog manje dubine bušenja odlaganje u stabilne geološke formacije danas u prednosti uz glavni uvjet – nepostojanje podzemnih voda.