اورانیومى که از زمین استخراج مى شود، بلافاصله قابل استفاده در نیروگاه هاى تولید انرژى نیست. براى آنکه بتوان بیشترین بازده را از اورانیوم به دست آورد، فرآیندهاى مختلفى روى سنگ معدن اورانیوم صورت مى گیرد تا غلظت ایزوتوپ U235 که قابل شکافت است، افزایش یابد. چرخه سوخت اورانیوم نسبت به سوخت هاى رایج دیگر، از جمله زغال سنگ، نفت و گاز طبیعى به مراتب پیچیده تر و متمایزتر است. چرخه سوخت اورانیوم را چرخه سوخت هسته اى نیز مى گویند. چرخه سوخت هسته اى از دو بخش انتهاى جلویى و انتهاى عقبى Front end) و (Back end تشکیل شده است. انتهاى جلویى چرخه، مراحلى است که منجر به آماده سازى اورانیوم به عنوان سوخت رآکتور هسته اى مى شود و شامل استخراج از معدن، آسیاب کردن، تبدیل، غنى سازى و تولید سوخت است. هنگامى که اورانیوم به عنوان سوخت مصرف شد و انرژى از آن به دست آمد، انتهاى عقبى چرخه آغاز مى شود تا ضایعات هسته اى به انسان و محیط زیست آسیبى نرسانند. این بخش عقبى شامل انباردارى موقتى، بازفرآورى کردن و انبار نهایى است.
• اکتشاف و استخراج
ذخایر طبیعى اورانیوم، سنگ معدن اورانیوم است که بر اساس مقدار قابل استحصال از معدن محاسبه مى شود. با تکنیک ها و روش هاى زمین شناسى، معدن اورانیوم شناسایى مى شود و نمونه هایى از سنگ معدن به آزمایشگاه فرستاده مى شود. در آنجا، محلولى از سنگ معدن تهیه مى کنند و اورانیوم ته نشین شده را مورد بررسى قرار مى دهند تا بفهمند چه مقدار اورانیوم را مى توان از آن معدن استخراج کرد و چقدر هزینه مى برد. اورانیوم موجود در طبیعت معمولاً از دو ایزوتوپ U235 و U238 تشکیل مى شود که فراوانى آنها به ترتیب 71/0 درصد و 28/99 درصد است. هنگامى که معدن شناسایى شد، به سه روش مى توان اورانیوم را استخراج کرد. استخراج از سطح زمین، استخراج از معادن زیرزمینى و تصفیه در معدن. دو روش نخست همانند دیگر روش هاى استخراج فلزات هستند ولى در روش سوم که در ایالات متحده استفاده مى شود، سنگ معدن در خود معدن تصفیه مى شود و اورانیوم به دست مى آید. سنگ معدن اورانیوم معمولاً از اکسید اورانیوم (U3O8) تشکیل شده است و غلظت آن در سنگ معدن بین 05/0 تا 3/0 درصد تغییر مى کند. البته این تنها منبع اورانیوم نیست. اورانیوم در برخى معادن فسفات با منشاء دریایى نیز وجود دارد که البته فراوانى بسیار کمى دارد، به طورى که حداکثر به 200 ذره در یک میلیون ذره مى رسد. از آنجایى که این معادن فسفات مقادیر انبوهى تولید دارند، مى توان اورانیوم را با قیمت معقولى استحصال کرد.

• آسیاب کردن
پس از استخراج سنگ معدن، تکه سنگ ها به آسیاب فرستاده مى شود تا خوب خرد شده، خرده سنگ هایى با ابعاد یکسان تولید شود. اورانیوم توسط اسید سولفوریک از دیگر اتم ها جدا مى شود، محلول غنى شده از اورانیوم تصفیه و خشک مى شود. محصول به دست آمده، کنسانتره جامد اورانیوم است که کیک زرد نامیده مى شود.
• تبدیل
کیک زرد جامد است، ولى مرحله بعد (غنى سازى) از تکنولوژى بخصوصى بهره مى برد که نیازمند حالت گازى است. بنابراین کنسانتره اکسید اورانیوم جامد طى فرآیندى شیمیایى به هگزافلوراید اورانیوم (UF6) تبدیل مى شود. UF6 در دماى اتاق جامد است، ولى در دمایى نه چندان بالا به گاز تبدیل مى شود.

• غنى سازى
براى ادامه یک واکنش زنجیره اى هسته اى در قلب یک رآکتور آب سبک، غلظت طبیعى اورانیوم 235 بسیار اندک است. براى آنکه UF6 به دست آمده در مرحله تبدیل، به عنوان سوخت هسته اى مورد استفاده قرار گیرد، باید ایزوتوپ قابل شکافت آن را غنى کرد. البته سطح غنى سازى بسته به کاربرد سوخت هسته اى متفاوت است. براى یک رآکتور آب سبک، سوختى با 5 درصد اورانیوم 235 مورد نیاز است، درحالى که در یک بمب اتمى، سوخت هسته اى باید حداقل 90 درصد غنى شده باشد. غنى سازى با استفاده از یک یا چند روش جداسازى ایزوتوپ هاى سنگین و سبک صورت مى گیرد. در حال حاضر، دو روش رایج براى غنى سازى اورانیوم وجود دارد که عبارتند از انتشار گاز و سانتریفوژ گاز. در روش انتشار گازى (دیفیوژن)، گاز طبیعى UF6 با فشار بالا از یک سرى سدهاى انتشارى عبور مى کند. این سد ها که غشاهاى نیمه تراوا هستند، اتم هاى سبک تر را با سرعت بیشترى عبور مى دهند. در نتیجه 235UF6 سریع تر از 238UF6 عبور مى کند. با تکرار این فرآیند در مراحل مختلف، گازى نهایى به دست مى آید که غلظت U235 بیشترى دارد. مهم ترین عیب این روش این است که جداسازى ایزوتوپ هاى سبک در هر مرحله نرخ نسبتاً پایینى دارد، لذا براى رسیدن به سطح غنى سازى مطلوب باید این فرآیند را به دفعات زیادى تکرار کرد که این خود نیازمند امکانات زیاد و مصرف بالاى انرژى الکتریکى است و بالتبع هزینه عملیات نیز بسیار افزایش خواهد یافت. در روش سانتریفوژ گاز، گاز UF6 را به مخزن هایى استوانه اى تزریق مى کنند و گاز را با سرعت بسیار زیادى مى چرخانند. نیروى گریز از مرکز موجب مى شود 235Uf6 که اندکى از 238UF6 سبک تر است، از مولکول سنگین تر جدا شود. این فرآیند در مجموعه اى از مخزن ها صورت مى گیرد و در نهایت، اورانیوم با سطحى غنى شده مطلوب به دست مى آید. هر چند روش سانتریفوژ گازى نیازمند تجهیزات گرانقیمتى است، هزینه انرژى آن نسبت به روش قبلى کمتر است. امروزه فناورى هاى غنى سازى جدیدى نیز توسعه یافته است که همگى بر پایه استفاده از لیزر پیشرفت کرده اند. این روش ها که روش جداسازى ایزوتوپ با لیزر بخار اتمى (AVLIS) و جداسازى ایزوتوپ با لیزر مولکولى (MLIS) نام دارند، مى توانند مواد خام بیشترى را در هر مرحله غنى کنند و سطح غنى سازى آنها نیز بالاتر است.

• ساخت میله هاى سوخت
تولید میله سوخت، آخرین مرحله انتهاى جلویى در چرخه سوخت هسته اى است. اورانیوم غنى شده که هنوز به شکل UF6 است، باید به پودر دى اکسید اورانیوم (2 UO) تبدیل شود تا به عنوان سوخت هسته اى قابل استفاده باشد، پودر 2 UOسپس فشرده مى شود و به شکل قرص درمى آید. قرص ها در معرض حرارت با دماى بالا قرار مى گیرند تا به قرص هاى سرامیکى سخت تبدیل شوند. پس از طى چند فرآیند فیزیکى، قرص هایى سرامیکى با ابعاد یکسان حاصل مى شود. حال، متناسب با طراحى رآکتور و نوع سوخت مورد نیاز، این قرص هاى کوچک را دسته دسته کرده و در لوله اى بخصوص قرار مى دهند. این لوله از آلیاژ بخصوصى ساخته شده است که در برابر خوردگى بسیار مقاوم است و در عین حال از رسانایى حرارتى بسیار بالایى برخوردار است. حال میله سوخت آماده شده است و براى استفاده در رآکتور به نیروگاه فرستاده مى شود.

• انتهاى عقبى چرخه سوخت هسته اى: مدیریت زباله هاى هسته اى
در نیروگاه هسته اى هم مثل دیگر فعالیت هاى بشرى، ضایعاتى تولید مى شود که به دلیل حساسیت مضاعف زباله هاى رادیواکتیو، مدیریت این ضایعات باید تحت قوانین و محدودیت هاى خاصى صورت بگیرد. در هر هشت مگاوات ساعت انرژى الکتریکى تولید شده در نیروگاه هسته اى، 30 گرم زباله رادیواکتیو به وجود مى آید. براى تولید همین مقدار برق با استفاده از زغال سنگ پرکیفیت، هشت هزار کیلوگرم دى اکسید کربن تولید مى شود که در دما و فشار جو، 3 استخر المپیک را پر مى کند. مى بینید حجم زباله هاى رادیواکتیو بسیار کمتر است، ولى خطر آنها به مراتب بیشتر است و مراقبت از آنها ضرورى تر و دشوارتر. زباله هاى رادیواکتیو بر اساس مقدار و نوع ماده رادیواکتیو به 3 گروه تقسیم مى شوند:
الف _ سطح پایین: لباس هاى حفاظتى، لوازم، تجهیزات و فیلترهایى که حاوى مواد رادیواکتیو با عمر کوتاه هستند. اینها نیازى به پوشش حفاظتى ندارند و معمولاً فشرده شده یا آتش زده مى شوند و در چاله هاى کم عمق دفن شده و انبار مى شوند.
ب- سطح متوسط: رزین ها، پسمانده هاى شیمیایى، پوشش میله سوخت و مواد نیروگاه هاى برق هسته اى جزء زباله هاى سطح متوسط طبقه بندى مى شوند. اینها عموماً عمر کوتاهى دارند، ولى نیاز به پوشش محافظ دارند. این زباله ها را مى توان درون بتن قرار داد و در مخزن زباله ها گذاشت.
ج _ سطح بالا: همان سوخت مصرف شده رآکتورها است و نیاز به پوشش حفاظتى و سردسازى دارند. مراحل مدیریت این ضایعات عبارتند از:
• انباردارى موقتى
سوخت مصرف شده که از رآکتور خارج مى شود، بسیار داغ و رادیواکتیو است و تشعشع و یون هاى فراوانى را مى تاباند. از این رو باید هم آن را سرد کرد و هم از تابیدن پرتوهاى رادیواکتیو آن به محیط جلوگیرى کرد. در کنار هر رآکتور، استخرهایى براى انبار کردن سوخت مصرف شده وجود دارد. این استخرها، مخزن هایى بتنى مسلح به لایه هاى فولاد زنگ نزن هستند که 8 متر عمق دارند و پر از آب هستند. آب هم میله هاى سوخت مصرف نشده را خنک مى کند و هم به عنوان پوشش حفاظتى در برابر تابش رادیواکتیو عمل مى کند. به مرور زمان، شدت گرما و تابش رادیواکتیو کاهش مى یابد، به طورى که پس از چهل سال، به یک هزارم مقدار اولیه (زمانى که از رآکتور خارج شده بود) مى رسد.
• بازفرآورى و انبار نهایى
3 درصد سوخت مصرف شده در یک رآکتور آب سبک را ضایعات بسیار خطرناک رادیواکتیو تشکیل مى دهد، ولى بقیه آن حاوى مقادیر قابل توجهى U-235،Pu-239 وU-238 و دیگر مواد رادیواکتیو است. این مواد را مى توان با روش هاى شیمیایى از یکدیگر جدا کرد و اگر شرایط اقتصادى و قوانین حقوقى اجازه دهد، مى توان سوخت مصرف شده را براى تهیه سوخت هسته اى جدید بازیافت کرد. کارخانه هایى در فرانسه و انگلستان وجود دارند که مرحله بازفرآورى سوخت نیروگاه هاى کشورهاى اروپایى و ژاپن را انجام مى دهند. البته این کار در ایالات متحده ممنوع است. رایج ترین شیوه بازفرآورى PUREX نام دارد که مخفف عبارت جداسازى اورانیوم و پلوتونیوم است. ابتدا میله هاى سوختى را از یکدیگر جدا مى کنند و در اسید نیتریک حل مى کنند، سپس با استفاده از مخلوطى از فسفات ترى بوتیل و یک حلال هیدروکربن، اورانیوم و پلوتونیوم مصرف نشده را جدا مى کنند و به عنوان سوخت جدید به مراحل تهیه سوخت مى فرستند. ضایعات هسته اى سطح بالا را پس از جداسازى، حرارت مى دهند تا به پودر تبدیل شود. پس از این فرآیند که آهى کردن خوانده مى شود، پودر را با شیشه مخلوط مى کنند تا ضایعات را در محفظه اى محبوس کند. این فرآیند شیشه سازى نام دارد. شیشه مایع براى ذخیره سازى درون محفظه هایى از جنس فولاد ضدزنگ قرار مى گیرند و این محفظه ها را در منطقه اى پایدار (از نظر جغرافیایى) انبار مى کنند. پس از یک هزار سال، شدت تابش هاى رادیواکتیو ضایعات هسته اى به مقدار طبیعى کاهش پیدا مى کند. این نقطه تا به امروز، انتهاى چرخه سوخت هسته اى است.