Основным энергоносителем АЭС является природный уран (U). Его производство — процесс, называемый циклом ядерного топлива. Начинается он с добычи урановой руды, которая затем перемалывается, образуя новое соединение — оксид урана (U3O2), или желтый кек, подвергающийся обогащению. Для этого его переводят в газообразную форму — в состояние уранового гексафторида (UF6). Обогащение — процесс необходимый, так как только 0,7% природного урана подвергается расщеплению, необходимому для производства энергии.
Природный уран содержит два изотопа (разновидности атомов одного химического элемента, атомные ядра которых содержат одинаковое число протонов и разное число нейтронов), один из них — 235U — способен расщепляться, другой — 238U — нет. Для функционирования ядерного реактора необходимо, чтобы концентрация 235U была несколько большей, чем содержится в природном виде. В процессе обогащения и происходит доведение концентрации этого изотопа до 3,5 — 5%, при этом нерасщепляемый изотоп удаляется на 85%.
Это достигается разделением уранового гексафторида (UF6) на два потока: первый, обогащенный до нужного уровня, называется низкообогащенным ураном, а второй, обедненный, — «хвостами».
Далее изготовливаются тепловыделяющие элементы — ТВЭЛы. После того как обогащенный уран (UF6) поступает на специализированное предприятие, происходит процесс его перевода в двуокись урана (UO2), лежащий в основе производства гранул, по форме напоминающих очень большие таблетки, получаемые путем прессования UO2 при температуре более 1 400°C. Затем «таблетки» помещают в специальные стержни, в оболочке которых используются слабо поглощающие нейтроны материалы (цирконий и алюминий). Готовые к употреблению ТВЭЛы объединяются в реакторах в особые группы, образующие так называемые сборки, или кассеты.
Внутри ядерного реактора атомы 235U, упакованные в ТВЭЛы, расщепляются и высвобождают энергию, трансформирующуюся в электрическую.
Отработанное топливо удаляют из реактора спустя год с момента загрузки. Топливные стержни, продолжающие излучать радиацию, помещают в водные резервуары, остужающие их и «смягчающие» тем самым уровень радиации. Так стержни хранятся от нескольких месяцев до нескольких лет.
После отработки ядерное топливо содержит в себе 95% 238U, около 1% не прошедшего расщепления 235U, 1% плутония (вновь образовавшееся ядерное топливо) и 3% высокорадиоактивных продуктов деления. Воспроизводство отработанного топлива — это его очистка от радиоактивных продуктов деления, а также извлечение неиспользованной части урана и плутония. На обогатительном заводе происходит повышение содержания 235U.
Те же продукты расщепления, которые были отделены в процессе воспроизводства, после выпаривания или отверждения направляются в спецхранилища.
