Сировиною для виготовлення ядерного палива атомної енергетики є природний уран з мінералів різних рудних родовищ. Сукупність етапів складної технології виготовлення ядерного палива від видобування уранової руди, виготовлення паливних елементів і використання їх в ядерних реакторах ділення до зберігання і поховання відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) або його переробки і повернення продуктів переробки в паливозабезпечуючу систему для повторного використання має назву паливного циклу атомної енергетики. Ефективність використання природних уранових ресурсів різними реакторними установками визначається економікою ядерного паливного циклу. Паливні цикли атомної енергетики класифікуються за типом використовуваного в реакторах ядерного палива: урановий (уран-плутонієвий); плутонієвий; торій-урановий.

Уранові паливні цикли базуються на природному й збагаченому урані.

Паливний цикл атомної енергетики може бути замкненим й незамкненим. У замкненому паливному циклі ядерне паливо після використання в реакторі відправляється на переробку з подальшим повним або частковим поверненням продуктів переробки – урану і плутонію – до паливного циклу атомної енергетики. У незамкненому паливному циклі відпрацьоване в реакторі ядерне паливо після витримки (∼3 років) прямує на тривале зберігання або остаточне поховання.

Паливний цикл на природному урані складається з наступних ланок: видобування уранової руди, отримання уранових концентратів, виготовлення палива, виробництво тепловиділяючих елементів (твелів), опромінювання твелів в ядерному реакторі, переробка відпрацьованого палива (відділення невигорілого урану-235, урану-238 й плутонію від продуктів реакції ділення). Паливний цикл атомних електростанцій (АЕС) на природному урані – незамкнений. Напрацьований плутоній з такого відпрацьованого уранового палива не використовується, він накопичується для подальшого його використання в реакторах на швидких нейтронах; регенерат урану, що містить невелику кількість урану-235 (2–5 кг/т), непридатний як основне паливо. Це найпростіший паливний цикл, у ньому відсутнє збагачення природного урану ураном-235, регенерація виокремленого з відпрацьованого ядерного палива урану не впливає на роботу атомних електростанцій і може розглядатися як самостійне виробництво. Для АЕС, що працюють по такому паливному циклі, характерні невеликі первинні витрати на ядерне паливо. Ці витрати можуть окупатися накопиченим плутонієм, оскільки його вміст у відпрацьованому ядерному паливі може досягати ~3 кг Pu/т ВЯП. На такому паливі з природного урану працюють важководяні (уповільнювач – важка вода D2О) й уранграфітові реактори з газовим теплоносієм. Паливом таких реакторів є металічний природний уран, енергонапруженість ядерного палива і його вигоряння – низькі. Тому АЕС, що працюють на природному урані, мають великі капіталовкладення на кіловат встановленої потужності й вимагають високої продуктивності підприємств зовнішнього паливного циклу, вартість яких висока. Важководяні реактори відрізняються низькою річною витратою урану і низькими первинними фінансовими вкладеннями в паливний цикл (таблиця 5.1).

Таблиця 5.1. Споживання урану реакторами різних типів потужністю Nел=1000 МВт при ϕ=0,8

АЕС Бушер, Іран

З цього виходить, що при зростанні ціни на природний уран (наприклад при високих темпах розвитку атомної енергетики) паливний цикл на природному урані з важководяними реакторами може виявитися перспективним.