دورة الوقود النووي

يتم تقييم رواسب اليورانيوم، مثل اليورانينيت ، المكتشفة بتقنيات جيوفيزيائية، وأخذ عينات منها لتحديد كميات اليورانيوم القابلة للاستخراج بتكاليف محددة من الرواسب. وتُعرف احتياطيات اليورانيوم بأنها كميات الخام التي يُقدر استخراجها بتكاليف محددة.

يتكون اليورانيوم الموجود في الطبيعة بشكل أساسي من نظيرين هما اليورانيوم-238 واليورانيوم-235، حيث يشكل اليورانيوم-238 نسبة 99.28% من المعدن، بينما يشكل اليورانيوم-235 نسبة 0.71%، أما النسبة المتبقية البالغة 0.01% فهي في الغالب من اليورانيوم-234. ويشير الرقم في هذه الأسماء إلى العدد الكتلي للنظير ، وهو مجموع عدد البروتونات وعدد النيوترونات في نواة الذرة .

تنشطر نواة ذرة اليورانيوم-235 في أغلب الأحيان عند اصطدامها بنيوترون حر ، ولذلك يُطلق على هذا النظير اسم " نظير انشطاري ". أما نواة ذرة اليورانيوم-238، فبدلاً من أن تنشطر عند اصطدامها بنيوترون حر، فإنها تمتص النيوترون في أغلب الأحيان وتنتج ذرة من نظير اليورانيوم-239. ثم يخضع هذا النظير لتحلل إشعاعي طبيعي لينتج البلوتونيوم-239، وهو، مثل اليورانيوم-235، نظير انشطاري. وتُسمى ذرات اليورانيوم-238 بالذرات الخصبة، لأنه من خلال التشعيع النيوتروني في النواة، ينتج بعضها في النهاية ذرات من البلوتونيوم-239 الانشطاري.

يمكن استخراج خام اليورانيوم من خلال التعدين التقليدي في المناجم السطحية والجوفية، على غرار الطرق المستخدمة في تعدين المعادن الأخرى. كما تُستخدم طرق التعدين بالترشيح الموضعي لاستخراج اليورانيوم في الولايات المتحدة . في هذه التقنية، يُرشح اليورانيوم من الخام الموجود في مكانه عبر مجموعة من الآبار المتباعدة بانتظام، ثم يُستخلص من محلول الترشيح في محطة سطحية. تتراوح نسبة أكسيد اليورانيوم (U₃O₈) في خامات اليورانيوم في الولايات المتحدة عادةً بين 0.05% و0.3% _{. بعض} رواسب اليورانيوم المكتشفة في دول أخرى ذات تركيز أعلى وأكبر حجماً من الرواسب المستخرجة في الولايات المتحدة. كما يوجد اليورانيوم بكميات ضئيلة جداً (من 50 إلى 200 جزء في المليون) في بعض رواسب الفوسفات المحلية ذات الأصل البحري . نظراً لاستخراج كميات كبيرة جداً من الصخور الحاملة للفوسفات لإنتاج حمض الفوسفوريك المستخدم في الأسمدة عالية التحليل والمواد الكيميائية الفوسفاتية الأخرى، فإنه في بعض مصانع معالجة الفوسفات، يمكن استخلاص اليورانيوم اقتصادياً من تيار العملية، على الرغم من وجوده بتركيزات منخفضة جداً.

When Uranium is mined out of the ground it does not contain enough pure uranium per pound to be used. The process of milling is how the cycle extracts the usable uranium from the rest of the materials, also known as tailings. To begin the milling process the ore is either ground into fine dust with water or crushed into dust without water.^[3] Once the materials have been physically treated, they then begin the process of being chemically treated by being doused in acids. Acids used include hydrochloric and nitrous acids, but the most common acids are sulfuric acids. Alternatively, if the material that the ore is made of is particularly resistant to acids, then an alkali is used instead.^[4] After being treated chemically, the uranium particles are dissolved into the solution used to treat them. This solution is then filtered until what solids remain are separated from the liquids that contain the uranium. The undesirable solids are disposed of as tailings.^[5] Once the solution has had the tailings removed, the uranium is extracted from the rest of the liquid solution in one of two ways: solvent exchange or ion exchange. In the first of these a solvent is mixed into the solution. The dissolved uranium binds to the solvent and floats to the top while the other dissolved materials remain in the mixture. During ion exchange a different material is mixed into the solution and the uranium binds to it. Once filtered the material is panned out and washed off.^[3] The solution will repeat this process of filtration to pull as much usable uranium out as possible. The filtered uranium is then dried out into U₃O₈ uranium. The milling process commonly yields dry powder-form material consisting of natural uranium, "yellowcake," which is sold on the uranium market as U₃O₈. Note that the material is not always yellow.

Usually, milled uranium oxide, U₃O₈ (triuranium octoxide), is then processed into one of two substances, depending on the intended use.

For use in most reactors, U₃O₈ is usually converted to uranium hexafluoride (UF₆), the input stock for most commercial uranium enrichment facilities. A solid at room temperature, uranium hexafluoride becomes gaseous at 57 °C (134 °F). At this stage of the cycle, the uranium hexafluoride conversion product still has the natural isotopic mix (99.28% of U-238 plus 0.71% of U-235, plus 0.01% of the somewhat unusable U-234).

للاستخدام في المفاعلات مثل كاندو ، التي لا تتطلب وقودًا مخصبًا، _يمكن بدلاً من ذلك تحويل U3O8 إلى _ثاني أكسيد اليورانيوم (UO2 ₎ ، والذي يمكن تضمينه في عناصر الوقود الخزفية .

في إحدى طرق التحويل، والتي تُسمى الطريقة الرطبة، يُذاب الكعك الأصفر في حمض النيتريك ثم يُستخلص باستخدام فوسفات ثلاثي البوتيل. يُجفف الخليط الناتج ويُغسل، فينتج عنه ثالث أكسيد اليورانيوم. ^{[ 6 ]} يُخلط ثالث أكسيد اليورانيوم بعد ذلك مع الهيدروجين النقي، فينتج عنه ثاني أكسيد اليورانيوم والماء. ثم يُخلط ثاني أكسيد اليورانيوم مع أربعة أجزاء من فلوريد الهيدروجين، فينتج عنه المزيد من الماء ورباعي فلوريد اليورانيوم. وأخيرًا، يُحضّر المنتج النهائي، وهو سداسي فلوريد اليورانيوم، ببساطة عن طريق إضافة المزيد من الفلوريد إلى الخليط. ^{[ 7 ]}

في صناعة الطاقة النووية الحالية، عادة ما يكون حجم المواد التي يتم تحويلها مباشرة إلى UO ₂ صغيرًا جدًا مقارنة بتلك التي يتم تحويلها إلى UF ₆ .

يُعدّ التركيز الطبيعي (0.71%) لنظير اليورانيوم-235 القابل للانشطار أقل من التركيز اللازم لاستمرار التفاعل النووي المتسلسل في قلب مفاعلات الماء الخفيف . ولذلك، يجب تخصيب سادس فلوريد اليورانيوم (UF6 ₎ المُنتَج من مصادر اليورانيوم الطبيعية إلى تركيز أعلى من هذا النظير قبل استخدامه كوقود نووي في هذه المفاعلات. يُخصّب وقود مفاعلات الماء الخفيف عادةً من اليورانيوم الطبيعي إلى حوالي 3-5% من اليورانيوم-235، ^{[ 8 ]} حيث تستخدم العديد من القلوب الحديثة نسب تخصيب أعلى ضمن هذا النطاق (غالباً ما تقارب 5%) للسماح باحتراق أعلى ودورات وقود أطول، على الرغم من استخدام نسب تخصيب أقل في بعض التطبيقات. ويتم التخصيب باستخدام أي من طرق فصل النظائر المتعددة . يُعدّ الانتشار الغازي والطرد المركزي الغازي من أكثر طرق تخصيب اليورانيوم شيوعاً، ولكن يجري حالياً تطوير تقنيات تخصيب جديدة.

يشكل اليورانيوم المستنفد (DU) الجزء الأكبر (96%) من الناتج الثانوي لعملية التخصيب ، ويمكن استخدامه في صناعة الدروع ، والقذائف الخارقة للطاقة الحركية ، والحماية من الإشعاع، ومواد التوازن . واعتبارًا من عام 2008، توجد كميات هائلة من اليورانيوم المستنفد مخزنة. وتمتلك وزارة الطاقة الأمريكية وحدها 470 ألف طن منه . ^{[ 9 ]} ويُخزن حوالي 95% من اليورانيوم المستنفد على شكل سداسي فلوريد اليورانيوم (UF6 ₎ .

لاستخدامه كوقود نووي، يُحوّل سداسي فلوريد اليورانيوم المخصب إلى مسحوق ثاني أكسيد اليورانيوم (UO₂ ₎ ، ثم يُعالَج ليُشكّل على هيئة كريات. تُحرق هذه الكريات في فرن تلبيد بدرجة حرارة عالية لإنتاج كريات خزفية صلبة من اليورانيوم المخصب . بعد ذلك، تُطحن الكريات الأسطوانية للحصول على حجم موحد. تُكدّس الكريات، وفقًا لمواصفات تصميم قلب كل مفاعل نووي ، داخل أنابيب مصنوعة من سبيكة معدنية مقاومة للتآكل . تُغلَق الأنابيب لاحتواء كريات الوقود، وتُسمى هذه الأنابيب بقضبان الوقود. تُجمّع قضبان الوقود الجاهزة في مجموعات وقود خاصة تُستخدم بعد ذلك لبناء قلب الوقود النووي لمفاعل الطاقة.

تعتمد السبيكة المستخدمة في صناعة الأنابيب على تصميم المفاعل. كان الفولاذ المقاوم للصدأ يُستخدم سابقًا، لكن معظم المفاعلات تستخدم الآن سبيكة الزركونيوم . في أكثر أنواع المفاعلات شيوعًا، وهي مفاعلات الماء المغلي (BWR) ومفاعلات الماء المضغوط (PWR)، تُجمّع الأنابيب في حزم ^{[ 10 ]} بمسافات دقيقة بينها. تُمنح هذه الحزم رقم تعريف فريد، مما يُمكّن من تتبعها من التصنيع مرورًا بالاستخدام وصولًا إلى التخلص منها.

يُعدّ النقل جزءًا لا يتجزأ من دورة الوقود النووي. توجد مفاعلات طاقة نووية عاملة في العديد من الدول، لكن تعدين اليورانيوم مُجدٍ اقتصاديًا في مناطق قليلة فقط. كما أنه على مدار أكثر من أربعين عامًا من العمل في الصناعة النووية، تم تطوير عدد من المرافق المتخصصة في مواقع مختلفة حول العالم لتقديم خدمات دورة الوقود، وهناك حاجة لنقل المواد النووية من وإلى هذه المرافق. ^{[ 11 ]} تتم معظم عمليات نقل مواد الوقود النووي بين مراحل مختلفة من الدورة، ولكن في بعض الأحيان قد يتم نقل مادة ما بين مرافق متشابهة. باستثناءات قليلة، تُنقل مواد دورة الوقود النووي في صورة صلبة، باستثناء سادس فلوريد اليورانيوم (UF6 ₎ الذي يُعتبر غازًا. تُنقل معظم المواد المستخدمة في الوقود النووي عدة مرات خلال الدورة. غالبًا ما تكون عمليات النقل دولية، وكثيرًا ما تمتد لمسافات طويلة. تتولى شركات نقل متخصصة نقل المواد النووية بشكل عام.

نظراً لأن المواد النووية مشعة ، فمن الضروري ضمان الحد من تعرض العاملين في نقلها وعامة الناس على طول طرق النقل للإشعاع. وتشمل مواد تغليف المواد النووية، عند الاقتضاء، استخدام دروع واقية لتقليل التعرض المحتمل للإشعاع. في حالة بعض المواد، مثل حزم وقود اليورانيوم الجديدة، تكون مستويات الإشعاع ضئيلة ولا تتطلب استخدام دروع واقية. أما مواد أخرى، مثل الوقود المستهلك والنفايات عالية الإشعاع، فهي شديدة الإشعاع وتتطلب معالجة خاصة. وللحد من مخاطر نقل المواد شديدة الإشعاع، تُستخدم حاويات تُعرف باسم براميل شحن الوقود النووي المستهلك، وهي مصممة للحفاظ على سلامتها في ظروف النقل العادية وفي حالات الحوادث المحتملة.

تختلف حاويات النقل في تصميمها وموادها وأحجامها وأغراضها، وهي عادةً عبارة عن أنابيب طويلة مصنوعة من الفولاذ المقاوم للصدأ أو الخرسانة، وتُغلق أطرافها بإحكام لمنع التسرب. غالبًا ما يحتوي غلاف الحاوية على طبقة واحدة على الأقل من مادة مقاومة للإشعاع، مثل الرصاص. كما يختلف الجزء الداخلي من الأنبوب تبعًا لنوع المادة المنقولة. على سبيل المثال، تحتوي الحاويات التي تنقل قضبان الوقود المستنفدة أو غير المستخدمة على أكمام تفصل القضبان، بينما لا تحتوي الحاويات التي تنقل سادس فلوريد اليورانيوم عادةً على أي تنظيم داخلي. وبحسب الغرض من النقل ومستوى النشاط الإشعاعي للمواد، تحتوي بعض الحاويات على أنظمة تهوية وحماية حرارية وحماية من الصدمات، وغيرها من الميزات الخاصة بالمسار والشحنة. ^{[ 12 ]}

يتكون قلب المفاعل النووي من بضع مئات من "المجموعات"، مرتبة في مصفوفة منتظمة من الخلايا، وتتكون كل خلية من قضيب وقود أو قضيب تحكم محاط، في معظم التصاميم، بمادة مهدئة ومبرد ، وهو الماء في معظم المفاعلات.

بسبب عملية الانشطار النووي التي تستهلك الوقود، يجب استبدال قضبان الوقود القديمة دوريًا بأخرى جديدة (وهذا ما يُسمى دورة الاستبدال). خلال دورة الاستبدال، يتم استبدال بعض مجموعات الوقود فقط (عادةً الثلث) نظرًا لاختلاف معدلات استهلاك الوقود في أجزاء مختلفة من قلب المفاعل. علاوة على ذلك، ولأسباب تتعلق بالكفاءة، ليس من المُجدي وضع مجموعات الوقود الجديدة في نفس مواقع المجموعات المُستبدلة. فحتى الحزم ذات العمر نفسه تختلف في مستويات احتراقها تبعًا لمواقعها السابقة في القلب. لذا، يجب ترتيب الحزم المتاحة بطريقة تُحقق أقصى إنتاجية، مع مراعاة قيود السلامة والتشغيل. ونتيجة لذلك، يواجه مُشغلو المفاعل ما يُعرف بمشكلة إعادة تعبئة الوقود الأمثل ، والتي تتمثل في تحسين إعادة ترتيب جميع مجموعات الوقود، القديمة والجديدة، مع الحفاظ على أعلى تفاعلية ممكنة لقلب المفاعل، وذلك لزيادة احتراق الوقود إلى أقصى حد وتقليل تكاليف دورة الوقود إلى أدنى حد.

هذه مسألة تحسين منفصلة ، ​​وهي غير قابلة للحل حسابيًا باستخدام الطرق التوافقية الحالية ، نظرًا للعدد الهائل من التباديل وتعقيد كل عملية حسابية. وقد طُرحت العديد من الطرق العددية لحلها، كما طُوّرت العديد من حزم البرامج التجارية لدعم إدارة الوقود. ولا تزال هذه المسألة قائمة في عمليات المفاعلات النووية ، إذ لم يُعثر على حل نهائي لها. ويستخدم المشغلون مزيجًا من التقنيات الحسابية والتجريبية لإدارة هذه المسألة.

دراسة الوقود المستعمل

تُدرس المواد النووية المستهلكة في فحص ما بعد الإشعاع ، حيث تُفحص هذه المواد لفهم العمليات التي تحدث فيها أثناء الاستخدام، وكيف يمكن أن تؤثر على نتائج الحوادث. على سبيل المثال، يتمدد الوقود أثناء الاستخدام العادي نتيجة التمدد الحراري، مما قد يُسبب تشققه. يتكون معظم الوقود النووي من ثاني أكسيد اليورانيوم، وهو مادة صلبة مكعبة ذات بنية مشابهة لبنية فلوريد الكالسيوم . في الوقود المستهلك، تبقى بنية الحالة الصلبة لمعظم المواد الصلبة مماثلة لبنية ثاني أكسيد اليورانيوم المكعب النقي. يُطلق اسم "الوقود المُحاكى المستهلك" (SIMFUEL) على هذا الوقود، الذي يُصنع عن طريق خلط أكاسيد المعادن المطحونة ناعماً، وطحنها على شكل معلق، ثم تجفيفها بالرش قبل تسخينها في خليط من الهيدروجين والأرجون إلى 1700  درجة مئوية. ^{[ ملاحظة 1 ]} في "الوقود المُحاكى المستهلك " ، شكلت الجسيمات النانوية المعدنية المصنوعة من الموليبدينوم والروثينيوم والروديوم والبلاديوم 4.1% من حجم المادة الصلبة . معظم هذه الجسيمات المعدنية هي من الطور إبسيلون ( سداسي ) لسبيكة الموليبدينوم-الروثينيوم-الروديوم-البلاديوم، بينما وُجدت كميات أقل من الطورين ألفا ( _مكعب ) وسيغما ( رباعي ) لهذه المعادن في عينة SIMFUEL. كما وُجد في عينة SIMFUEL طور بيروفسكايت مكعب ، وهو زركونات الباريوم والسترونتيوم ( _{BaₓSr₁₋ₓZrO₃ )} .

ثاني أكسيد اليورانيوم قليل الذوبان في الماء، لكن بعد أكسدته يمكن تحويله إلى ثالث أكسيد اليورانيوم أو مركب آخر من اليورانيوم (VI) ذي ذوبانية أعلى بكثير. يمكن أكسدة ثاني أكسيد اليورانيوم (UO₂ ₎ إلى أكسيد غني بالأكسجين ذي نسبة عالية من الأكسجين ( _UO₂⁺⁓ ) _{، والذي} يمكن _أكسدته بدوره إلى _U₄O₉ و _{U₃O₇ و} U₃O₈ و UO₃ · _{2H₂O .}

نظراً لاحتواء الوقود المستهلك على مواد باعثة لأشعة ألفا (البلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية )، فقد دُرست آثار إضافة مادة باعثة لأشعة ألفا ( ^{238Pu ) إلى ثاني أكسيد اليورانيوم على معدل ترشيح الأكسيد. بالنسبة للأكسيد المسحوق، أدت إضافة 238Pu} إلى زيادة معدل الترشيح، ولكن كان الفرق في معدل الترشيح بين 0.1% و10% من ^238Pu ضئيلاً للغاية. ^{[ 13 ]}

يؤثر تركيز الكربونات في الماء الملامس للوقود المستهلك تأثيرًا كبيرًا على معدل التآكل، لأن اليورانيوم (VI) يُشكّل معقدات كربونات أنيونية قابلة للذوبان مثل [UO₂ ₍ CO₃ ₎ ₂ _] ²⁻ ^و [ _UO₂ (CO₃ ₎ ₃ _] ⁴⁻ ^. في غياب أيونات الكربونات، وعدم كون الماء شديد الحموضة، غالبًا ما تُشكّل مركبات اليورانيوم سداسي التكافؤ، التي تتكون عند أكسدة ثاني أكسيد اليورانيوم ، أطوارًا غير قابلة للذوبان من أكسيد اليورانيوم المائي . ^{[ ملاحظات ٢ ]}

يمكن ترسيب أغشية رقيقة من ثاني أكسيد اليورانيوم على أسطح الذهب بتقنية الترسيب بالرش باستخدام معدن اليورانيوم ومزيج من غازي الأرجون والأكسجين . وقد استُخدمت هذه الأسطح الذهبية المُعدّلة بثاني أكسيد اليورانيوم في تجارب قياس الفولتية الدورية ومعاوقة التيار المتردد ، مما يُتيح فهمًا أفضل لسلوك ترشيح ثاني أكسيد اليورانيوم. ^{[ 14 ]}

الحالات الطبيعية وغير الطبيعية

يمكن تقسيم الكيمياء النووية المرتبطة بدورة الوقود النووي إلى مجالين رئيسيين؛ أحدهما معني بالتشغيل في ظل الظروف المقصودة، بينما معني المجال الآخر بظروف التشغيل الخاطئ حيث حدث بعض التغيير عن ظروف التشغيل العادية أو ( نادراً ) وقوع حادث.

تُعدّ الانبعاثات الإشعاعية الناتجة عن العمليات الاعتيادية انبعاثات صغيرة مُخطط لها من عمليات معالجة خام اليورانيوم، وتخصيبه، ومفاعلات الطاقة، ومحطات إعادة المعالجة، ومخازن النفايات. وقد تختلف هذه الانبعاثات في شكلها الكيميائي/الفيزيائي عن الانبعاثات التي قد تحدث في ظروف الحوادث. إضافةً إلى ذلك، قد تختلف البصمة النظيرية لحادث افتراضي اختلافًا كبيرًا عن تلك الخاصة بانبعاثات إشعاعية مُخطط لها في العمليات الاعتيادية إلى البيئة.

لا يعني إطلاق نظير مشع بالضرورة دخوله جسم الإنسان وإلحاق الضرر به. فعلى سبيل المثال، قد تتغير حركة الإشعاع نتيجة ارتباط النظير المشع بسطح جزيئات التربة. يرتبط السيزيوم (Cs) بقوة بالمعادن الطينية كالإيليت والمونتوموريلونيت ، مما يجعله يبقى في الطبقات العليا من التربة حيث يمكن للنباتات ذات الجذور السطحية (كالأعشاب) امتصاصه. وبالتالي، يمكن للأعشاب والفطر أن تحمل كمية كبيرة من السيزيوم ^-137 ، والتي قد تنتقل إلى الإنسان عبر السلسلة الغذائية. إلا أن السيزيوم ^-137 لا ينتقل بسرعة عبر معظم أنواع التربة، ومن غير المرجح أن يلوث مياه الآبار . تستطيع غرويات معادن التربة الانتقال عبرها، لذا فإن مجرد ارتباط المعدن بسطح جزيئات التربة لا يثبته تمامًا.

بحسب كتاب جيري هالا ، فإن معامل التوزيع _Kd هو نسبة النشاط الإشعاعي للتربة (بيكريل ^/غرام ) إلى النشاط الإشعاعي لمياه التربة (بيكريل/مل ⁾ . إذا كان النظير المشع مرتبطًا بقوة بالمعادن في التربة، فإن كمية الإشعاع التي تمتصها المحاصيل والأعشاب النامية على التربة تكون أقل.

• Cs-137 K _d = 1000
• Pu-239 K _d = 10000 إلى 100000
• Sr-90 K _d = 80 إلى 150
• I-131 K _d = 0.007 إلى 50

في مزارع الألبان، يُعدّ تقليب التربة بحرثها بعمق من أفضل التدابير المضادة للسيزيوم ^{-137 . إذ يُبعد هذا التقليبُ السيزيوم -137} عن متناول جذور العشب السطحية، ما يُقلل من مستوى النشاط الإشعاعي فيه. كذلك، بعد حرب نووية أو حادث خطير، يُسهم إزالة الطبقة السطحية من التربة (بضع سنتيمترات) ودفنها في خندق ضحل في تقليل جرعة أشعة غاما التي يتعرض لها الإنسان على المدى الطويل نتيجة السيزيوم ^-137 ، حيث تتضاءل فوتونات غاما أثناء مرورها عبر التربة.

حتى بعد وصول العنصر المشع إلى جذور النبات، قد ترفضه العمليات الكيميائية الحيوية للنبات. وقد نُشرت تفاصيل امتصاص السترونتيوم-90 والسيزيوم-137 في عباد الشمس المزروع في ظروف الزراعة المائية. [15] وُجد السيزيوم ^في عروق ^{الأوراق} ، وفي الساق ، ^{وفي الأوراق الطرفية} . ووجد أن 12 % من السيزيوم دخل النبات، و20% من السترونتيوم. كما تتناول هذه الورقة البحثية تفاصيل تأثير أيونات البوتاسيوم والأمونيوم والكالسيوم على امتصاص النظائر المشعة.

في تربية المواشي ، يُعدّ إطعام الحيوانات كمية صغيرة من أزرق بروسيا إجراءً هامًا لمواجهة السيزيوم ^-137 . يعمل هذا المركب، وهو عبارة عن سيانيد حديد وبوتاسيوم ، كمبادل أيوني . يرتبط السيانيد بالحديد ارتباطًا وثيقًا، ما يجعل تناول الإنسان لعدة غرامات من أزرق بروسيا يوميًا آمنًا. يُقلل أزرق بروسيا من نصف العمر البيولوجي (المختلف عن نصف العمر النووي ) للسيزيوم. يبلغ نصف العمر الفيزيائي أو النووي للسيزيوم ^-137 حوالي 30 عامًا، وهو ثابت لا يمكن تغييره، بينما نصف العمر البيولوجي ليس ثابتًا، بل يتغير تبعًا لطبيعة وعادات الكائن الحي. يتراوح نصف العمر البيولوجي للسيزيوم في الإنسان عادةً بين شهر وأربعة أشهر. ومن المزايا الإضافية لأزرق بروسيا أن السيزيوم المُستخلص من الحيوان في الروث يكون في صورة غير متاحة للنباتات، ما يمنع إعادة تدويره. يُعدّ نوع اللون الأزرق البروسي المستخدم في معالجة البشر أو الحيوانات نوعًا خاصًا. ولم تنجح محاولات استخدام النوع المستخدم في الصبغات المستخدمة في الدهانات . ^{[ ملاحظات 4 ]}

يمكن إعادة تزويد بعض تصاميم المفاعلات، مثل مفاعلات RBMK أو CANDU ، بالوقود دون إيقاف تشغيلها. ويتحقق ذلك باستخدام العديد من أنابيب الضغط الصغيرة لاحتواء الوقود والمبرد، بدلاً من وعاء ضغط كبير واحد كما هو الحال في مفاعلات الماء المضغوط (PWR) أو مفاعلات الماء المغلي (BWR). ويمكن عزل كل أنبوب على حدة وإعادة تزويده بالوقود بواسطة آلة تزويد وقود يتحكم بها المشغل، بمعدل يصل عادةً إلى 8 أنابيب يوميًا من أصل 400 أنبوب تقريبًا في مفاعلات CANDU. وتتيح إعادة التزويد بالوقود أثناء التشغيل معالجة مشكلة إعادة تحميل الوقود الأمثل باستمرار، مما يؤدي إلى استخدام أكثر كفاءة للوقود. إلا أن هذه الزيادة في الكفاءة تُقابلها جزئيًا زيادة في التعقيد نتيجة وجود مئات من أنابيب الضغط وآلات التزويد بالوقود اللازمة لخدمتها.

بعد انتهاء دورة تشغيل المفاعل، يُغلق لإعادة تزويده بالوقود. يُخزّن الوقود المُفرَغ في ذلك الوقت (الوقود المستهلك) إما في موقع المفاعل (عادةً في حوض مخصص للوقود المستهلك ) أو في منشأة مشتركة بعيدة عن مواقع المفاعلات. في حال تجاوزت سعة التخزين في الحوض المخصص في الموقع، قد يكون من المستحسن تخزين الوقود المُبرّد والمُعتق في منشآت تخزين جافة معيارية تُعرف باسم منشآت تخزين الوقود المستهلك المستقلة (ISFSI) في موقع المفاعل أو في منشأة بعيدة عنه. تُخزّن قضبان الوقود المستهلك عادةً في الماء أو حمض البوريك، مما يوفر التبريد (حيث يستمر الوقود المستهلك في توليد حرارة التحلل نتيجةً للتحلل الإشعاعي المتبقي) والحماية من الإشعاع المؤين المتبقي ، مع العلم أنه بعد عام على الأقل من التبريد، يمكن نقلها إلى حاويات تخزين جافة .

يحتوي الوقود المستهلك الخارج من المفاعلات على كميات كبيرة من المواد الانشطارية (اليورانيوم-235 والبلوتونيوم-239)، والمواد الخصبة (اليورانيوم-238)، ومواد مشعة أخرى ، بما في ذلك المواد السامة للتفاعلات ، ولذلك كان لا بد من إزالة هذا الوقود. يمكن فصل هذه المواد الانشطارية والخصبة كيميائيًا واستخلاصها من الوقود المستهلك. ويمكن إعادة تدوير اليورانيوم والبلوتونيوم المستخلصين، إذا سمحت الظروف الاقتصادية والمؤسسية، لاستخدامهما كوقود نووي. لا يُطبق هذا حاليًا على الوقود النووي المستهلك للاستخدامات المدنية في الولايات المتحدة ، ولكنه يُطبق في روسيا ^{[ 23 ]} وفرنسا . تهدف روسيا إلى زيادة إعادة تدوير المواد الانشطارية من الوقود المستهلك إلى أقصى حد. ولذلك، تُعد إعادة معالجة الوقود المستهلك ممارسة أساسية، حيث يُعاد تدوير اليورانيوم المُعاد معالجته ويُستخدم البلوتونيوم في وقود MOX، وهو حاليًا مخصص للمفاعلات السريعة فقط. ^{[ 24 ]}

وقود الأكسيد المختلط، أو وقود MOX ، هو مزيج من اليورانيوم والبلوتونيوم المعاد معالجتهما واليورانيوم المستنفد، ويتصرف بشكل مشابه، وإن لم يكن مطابقًا تمامًا، لوقود اليورانيوم المخصب الذي صُممت معظم المفاعلات النووية من أجله. يُعد وقود MOX بديلاً لوقود اليورانيوم منخفض التخصيب (LEU) المستخدم في مفاعلات الماء الخفيف التي تُهيمن على توليد الطاقة النووية.

تُجري محطات الطاقة النووية في أوروبا حاليًا عمليات إعادة معالجة الوقود النووي المستهلك من محطات الطاقة في أوروبا واليابان. ولا يُسمح حاليًا بإعادة معالجة الوقود النووي المستهلك من المفاعلات التجارية في الولايات المتحدة نظرًا للخطر المُحتمل لانتشار الأسلحة النووية . وقد اقترحت الشراكة العالمية للطاقة النووية، التي أطلقتها إدارة بوش، أن تُشكّل الولايات المتحدة شراكة دولية لإعادة معالجة الوقود النووي المستهلك بطريقة تجعل البلوتونيوم الموجود فيه قابلاً للاستخدام كوقود نووي، ولكن ليس في صناعة الأسلحة النووية .

كبديل للتخلص من مخلفات عملية PUREX في الزجاج أو مصفوفة Synroc ، يمكن إزالة العناصر الأكثر سمية إشعاعية من خلال إعادة معالجة متقدمة. بعد الفصل، يمكن تحويل الأكتينيدات الثانوية وبعض نواتج الانشطار طويلة العمر إلى نظائر قصيرة العمر أو مستقرة عن طريق التشعيع النيوتروني أو الفوتوني . تُعرف هذه العملية بالتحويل النووي . ولا يزال التعاون الدولي القوي طويل الأمد، وعقود من البحث، واستثمارات ضخمة ضرورية للوصول إلى مستوى صناعي ناضج يُمكن فيه إثبات سلامة وجدوى التجزئة والتحويل النووي (P&T) من الناحية الاقتصادية. ^{[ 25 ]}

يُعدّ التخلص الآمن من الوقود النووي المستهلك من المفاعلات ، أو من نفايات محطات إعادة المعالجة في حال استخدامها، وعزلها، من الشواغل الراهنة في مجال الطاقة النووية. يجب عزل هذه المواد عن الغلاف الحيوي حتى ينخفض ​​مستوى الإشعاع فيها إلى مستوى آمن. ^{[ 31 ]} في الولايات المتحدة، وبموجب قانون سياسة النفايات النووية لعام 1982 وتعديلاته، تتولى وزارة الطاقة مسؤولية تطوير نظام التخلص من نفايات الوقود النووي المستهلك والنفايات المشعة عالية المستوى. وتدعو الخطط الحالية إلى التخلص النهائي من النفايات في صورة صلبة ضمن بنية جيولوجية عميقة ومستقرة مرخصة تُسمى مستودعًا جيولوجيًا عميقًا . وقد اختارت وزارة الطاقة جبل يوكا موقعًا لهذا المستودع، إلا أن افتتاحه تأجل مرارًا. ومنذ عام 1999، تم تخزين آلاف الشحنات من النفايات النووية في محطة عزل النفايات التجريبية في نيو مكسيكو.

تستطيع مفاعلات النيوترونات السريعة انشطار جميع الأكتينيدات، بينما ينتج عن دورة وقود الثوريوم مستويات منخفضة من العناصر العابرة لليورانيوم . وعلى عكس مفاعلات الماء الخفيف، يمكن لهذه الدورات من حيث المبدأ إعادة تدوير البلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية ، ولا يتبقى سوى نواتج الانشطار والتنشيط كنفايات . تتناقص نواتج الانشطار متوسطة العمر عالية الإشعاع، مثل السيزيوم-137 والسترونتيوم -90، بمقدار عشرة أضعاف كل قرن؛ بينما تتميز نواتج الانشطار طويلة العمر بنشاط إشعاعي منخفض نسبيًا، غالبًا ما يُقارن بشكل إيجابي بنشاط خام اليورانيوم الأصلي.

يشير مصطلح "التخلص الأفقي من النفايات المشعة" إلى مقترحات لحفر أكثر من كيلومتر واحد عموديًا، وكيلومترين أفقيًا في قشرة الأرض ، بهدف التخلص من النفايات عالية الإشعاع مثل الوقود النووي المستهلك ، والسيزيوم-137 ، والسترونتيوم-90 . بعد عملية الحفر وفترة الاستخراج، تُردم الحفرة وتُغلق. أجرت شركة خاصة مقرها الولايات المتحدة سلسلة من الاختبارات على هذه التقنية في نوفمبر 2018، ثم عُرضت مرة أخرى علنًا في يناير 2019. ^{[ 32 ]} أظهر الاختبار وضع حاوية اختبار في حفرة أفقية واستخراجها. لم تُستخدم أي نفايات مشعة حقيقية في هذا الاختبار. ^{[ 33 ] [ 34 ]}

لا يُعدّ هذا دورةً بالمعنى الحرفي ، إذ يُستخدم الوقود مرةً واحدةً ثم يُرسل إلى المستودع دون مزيد من المعالجة، باستثناء التغليف الإضافي لضمان عزله بشكل أفضل عن الغلاف الحيوي . وتُفضّل ست دول هذه الطريقة: الولايات المتحدة ، وكندا ، والسويد ، وفنلندا ، وإسبانيا ، وجنوب أفريقيا . ^{[ 36 ]} وقد صممت بعض الدول، ولا سيما فنلندا والسويد وكندا، مستودعات تسمح باستعادة المواد مستقبلاً عند الحاجة، بينما تخطط دول أخرى للعزل الدائم في مستودع جيولوجي، مثل مستودع نفايات يوكا ماونتن النووية في الولايات المتحدة.

تستخدم أو استخدمت عدة دول، من بينها اليابان وسويسرا، وإسبانيا وألمانيا سابقًا، خدمات إعادة المعالجة التي تقدمها شركتا أريفا نورث كارولينا وثورب سابقًا . يتم فصل نواتج الانشطار ، والأكتينيدات الثانوية ، ونواتج التنشيط ، واليورانيوم المُعاد معالجته عن البلوتونيوم المستخدم في المفاعلات ، والذي يمكن بعد ذلك تصنيعه إلى وقود MOX . ونظرًا لارتفاع نسبة نظائر البلوتونيوم غير القابلة للانشطار ذات الكتلة الزوجية مع كل دورة، لا توجد حاليًا أي خطط لإعادة استخدام البلوتونيوم من وقود MOX المُستعمل لدورة ثالثة في مفاعل حراري . وإذا توفرت المفاعلات السريعة ، فقد تتمكن من حرق هذه النظائر، أو أي نظائر أكتينيدية أخرى تقريبًا .

يُزعم أن استخدام منشأة إعادة معالجة متوسطة الحجم في الموقع، واستخدام المعالجة الحرارية بدلاً من المعالجة المائية الحالية، من شأنه أن يقلل بشكل كبير من احتمالية انتشار المواد النووية أو تحويل مسارها، نظرًا لوجود منشأة المعالجة في الموقع. وبالمثل، بما أن البلوتونيوم لا يُفصل بمفرده في دورة المعالجة الحرارية، بل تُستخلص جميع الأكتينيدات كهربائيًا أو تُكرر من الوقود المستهلك، فإن البلوتونيوم لا يُفصل أبدًا بمفرده، بل ينتقل إلى الوقود الجديد مختلطًا بالأكتينيدات التي تُصدر أشعة غاما وألفا، وهي مواد تحميه ذاتيًا في العديد من سيناريوهات السرقة المحتملة.

بدأت روسيا في عام 2016 باختبار ونشر وقود إعادة المزج ، حيث يُخضع الوقود النووي المستهلك لعملية مشابهة للمعالجة الحرارية لفصل البلوتونيوم المستخدم في المفاعل واليورانيوم المتبقي عن نواتج الانشطار وغلاف الوقود. يُدمج هذا المعدن المختلط مع كمية صغيرة من اليورانيوم متوسط ​​التخصيب بتركيز 17% تقريبًا من اليورانيوم-235، لإنتاج وقود أكسيد معدني مُركّب جديد يحتوي على 1% من البلوتونيوم المستخدم في المفاعل وتركيز 4% من اليورانيوم-235. تُعدّ قضبان الوقود هذه مناسبة للاستخدام في مفاعلات الماء المضغوط القياسية، حيث لا يتجاوز محتوى البلوتونيوم فيها محتواه في نهاية دورة الوقود النووي المستهلك. وبحلول فبراير 2020، كانت روسيا تستخدم هذا الوقود في بعض مفاعلاتها من طراز VVER . ^{[ 38 ] [ 39 ]}

وقد اقتُرح أنه بالإضافة إلى استخدام البلوتونيوم، يمكن استخدام الأكتينيدات الثانوية في مفاعل طاقة حرج. وتُجرى حاليًا اختبارات يتم فيها استخدام الأمريسيوم كوقود. ^{[ 40 ]}

صُممت العديد من نماذج المفاعلات، مثل المفاعل السريع المتكامل ، خصيصًا لدورة الوقود المختلفة هذه. من حيث المبدأ، يُمكن استخلاص الطاقة من انشطار أي نواة من الأكتينيدات. مع تصميم دقيق للمفاعل، يُمكن استهلاك جميع الأكتينيدات الموجودة في الوقود، فلا يتبقى سوى العناصر الأخف ذات أعمار النصف القصيرة . ورغم أن هذا قد طُبّق في محطات نموذجية، إلا أنه لم يُشغّل أي مفاعل من هذا النوع على نطاق واسع.

من المصادفة أن المقطع العرضي للنيوترونات في العديد من الأكتينيدات يتناقص مع ازدياد طاقة النيوترونات، لكن نسبة الانشطار إلى التنشيط البسيط ( التقاط النيوترون ) تتغير لصالح الانشطار مع ازدياد طاقة النيوترونات. وبالتالي، مع طاقة نيوترونات عالية بما يكفي، يُفترض أن يكون من الممكن تدمير حتى الكوريوم دون توليد معادن ما بعد الكوريوم. وهذا أمر مرغوب فيه للغاية لأنه سيسهل بشكل كبير إعادة معالجة وقود الأكتينيدات والتعامل معه.

يُعدّ المفاعل دون الحرج المُشغّل بواسطة مُسرّع أحد البدائل الواعدة من هذا المنظور . في هذا النوع من المفاعلات ، يُوجّه شعاع من البروتونات (كما في التصاميم الأمريكية والأوروبية) ^{[ 41 ] [ 42 ] [ 43 ]} أو الإلكترونات (كما في التصميم الياباني) ^{[ 44 ]} نحو هدف. في حالة البروتونات، تتساقط نيوترونات فائقة السرعة من الهدف، بينما في حالة الإلكترونات، تتولد فوتونات عالية الطاقة . هذه النيوترونات والفوتونات عالية الطاقة قادرة على إحداث انشطار الأكتينيدات الثقيلة.

تُقارن هذه المفاعلات بشكل جيد للغاية بمصادر النيوترونات الأخرى من حيث طاقة النيوترونات:

• الطاقة الحرارية من 0 إلى 100  إلكترون فولت
• طاقة فوق حرارية من 100  إلكترون فولت إلى 100  كيلو إلكترون فولت
• طاقة سريعة (من الانشطار النووي ) من 100  كيلو إلكترون فولت إلى 3  ميجا إلكترون فولت
• اندماج DD 2.5  ميغا إلكترون فولت
• اندماج الديوتيريوم-التريتيوم 14  ميغا إلكترون فولت
• نواة مدفوعة بمسرع طاقة 200  ميجا إلكترون فولت (رصاص مدفوع ببروتونات طاقة 1.6  جيجا إلكترون فولت )

وكبديل لذلك، يمكن ترك الكوريوم-244، الذي يبلغ عمر النصف له 18 عامًا، ليتحلل إلى بلوتونيوم-240 قبل استخدامه كوقود في مفاعل سريع.

لتحقيق الشروط اللازمة لمفهوم الطاقة النووية المتجددة، لا بد من استكشاف مجموعة من العمليات، بدءًا من المراحل الأولى لدورة الوقود النووي وصولًا إلى إنتاج الوقود وتحويل الطاقة باستخدام أنواع محددة من الوقود السائل والمفاعلات، كما ورد في دراسة ديغيلدر وآخرون (2019 ^{[ 57 ]} ). وقد دُرست عملية استخلاص اليورانيوم من خام سائل مخفف، مثل مياه البحر، في العديد من دول العالم. وينبغي أن يتم هذا الاستخلاص باقتصاد، كما اقترح ديغيلدر (2017) ^{[ 58 ]} . إن معدل استخلاص يبلغ كيلوطن من اليورانيوم سنويًا على مدى قرون لن يُغير بشكل ملحوظ تركيز اليورانيوم في المحيطات (3.3 جزء في المليار). وينتج هذا التوازن عن دخول 10 كيلوطن من اليورانيوم سنويًا عبر مياه الأنهار، وترسيبه في قاع البحر من 1.37 إكساطن من المياه الموجودة في المحيطات. لاستخلاص اليورانيوم المتجدد، يُقترح استخدام مادة حيوية محددة لامتصاص اليورانيوم، ومن ثم المعادن الانتقالية الأخرى. تبلغ كمية اليورانيوم الممتصة على الكتلة الحيوية حوالي 100 ملغ لكل كيلوغرام. بعد فترة التلامس، تُجفف المادة الممتصة وتُحرق ( بدون انبعاثات _{ثاني أكسيد} الكربون ) لتحويل الحرارة إلى كهرباء. يُسهم "حرق" اليورانيوم في مفاعل سريع ذي ملح منصهر في تحسين كفاءة تحويل الطاقة عن طريق حرق جميع نظائر الأكتينيدات بكفاءة عالية، مما يُنتج أقصى قدر من الطاقة الحرارية من الانشطار النووي ويُحولها إلى كهرباء. يُمكن تحقيق هذا التحسين بتقليل تركيز نواتج الانشطار في الوقود السائل/المبرد. يُمكن تحقيق هذه النتائج باستخدام أقصى كمية من الأكتينيدات وأقل كمية من العناصر القلوية/القلوية الترابية، مما يُنتج طيف نيوتروني أكثر صلابة. في ظل هذه الظروف المثلى، يبلغ استهلاك اليورانيوم الطبيعي 7 أطنان سنويًا لكل جيجاوات من الكهرباء المُنتجة. إن الجمع بين استخراج اليورانيوم من البحر واستخدامه الأمثل في مفاعل الملح المنصهر السريع من شأنه أن يُمكّن الطاقة النووية من الحصول على تصنيف الطاقة المتجددة. علاوة على ذلك، تبلغ كمية مياه البحر التي تستخدمها محطة الطاقة النووية لتبريد سائل التبريد الأخير والتوربين حوالي 2.1 جيجا طن سنويًا لمفاعل الملح المنصهر السريع، وهو ما يعادل 7 أطنان من اليورانيوم الطبيعي القابل للاستخراج سنويًا. هذه الممارسة تبرر تصنيف الطاقة النووية على أنها متجددة. 

في دورة وقود الثوريوم، يمتص الثوريوم-232 نيوترونًا في مفاعل سريع أو حراري. يتحلل بيتا الناتج من الثوريوم-233 إلى بروتاكتينيوم -233، ثم إلى يورانيوم-233 ، الذي يُستخدم بدوره كوقود. لذا، يُعد الثوريوم-232، مثل اليورانيوم-238 ، مادةً قابلةً للتحلل .

$$$

بعد تشغيل المفاعل باستخدام اليورانيوم-233 الموجود مسبقًا أو أي مادة انشطارية أخرى مثل اليورانيوم-235 أو البلوتونيوم-239 ، يمكن إنشاء دورة توليد مشابهة لتلك التي يتم الحصول عليها باستخدام اليورانيوم-238 والبلوتونيوم، ولكنها أكثر كفاءة ^{[ ملاحظات 5 ]} . يمتص الثوريوم-232 نيوترونًا ليتحول إلى ثوريوم-233، والذي يتحلل بسرعة إلى بروتاكتينيوم -233. بدوره، يتحلل البروتاكتينيوم-233 بنصف عمر يبلغ 27 يومًا إلى يورانيوم-233. في بعض تصميمات مفاعلات الملح المنصهر ، يُستخلص البروتاكتينيوم-233 ويُحفظ بعيدًا عن النيوترونات (التي قد تحوله إلى بروتاكتينيوم-234 ثم إلى يورانيوم-234 )، إلى أن يتحلل إلى يورانيوم-233. يُجرى ذلك لتحسين نسبة التوليد المنخفضة مقارنةً بالمفاعلات السريعة .

يُعد الثوريوم أكثر وفرة في الطبيعة بما لا يقل عن 4-5 مرات من جميع نظائر اليورانيوم مجتمعة؛ وينتشر الثوريوم بشكل متساوٍ تقريبًا حول الأرض، حيث تمتلك العديد من الدول ^{[ ملاحظات 6 ]} إمدادات ضخمة منه؛ ولا يتطلب تحضير وقود الثوريوم عمليات تخصيب صعبة ^{[ ملاحظات 5 ]} ومكلفة؛ وتنتج دورة وقود الثوريوم بشكل رئيسي اليورانيوم-233 الملوث باليورانيوم-232، مما يجعل استخدامه في سلاح نووي عادي مُجمَّع مسبقًا ومستقر على مدى فترات زمنية طويلة أكثر صعوبة (لسوء الحظ، تكون العيوب أقل بكثير بالنسبة للأسلحة المستخدمة فورًا أو حيث يتم التجميع النهائي قبل وقت الاستخدام مباشرة)؛ ومن الممكن التخلص من الجزء العابر لليورانيوم على الأقل من مشكلة النفايات النووية في مفاعلات الملح المنصهر (MSR) وتصاميم مفاعلات التوليد الأخرى.

كانت إحدى أوائل المحاولات لاستخدام دورة وقود الثوريوم في مختبر أوك ريدج الوطني في ستينيات القرن الماضي. بُني مفاعل تجريبي يعتمد على تقنية مفاعل الملح المنصهر لدراسة جدوى هذا النهج، باستخدام ملح فلوريد الثوريوم المُسخّن بدرجة حرارة كافية ليصبح سائلاً، مما أغنى عن تصنيع عناصر الوقود. تُوّج هذا الجهد بتجربة مفاعل الملح المنصهر التي استخدمت الثوريوم ^{-232 كمادة خام واليورانيوم -233} كوقود انشطاري. ونظرًا لنقص التمويل، توقف برنامج مفاعل الملح المنصهر عام 1976.

استُخدم الثوريوم تجاريًا لأول مرة في مفاعل الوحدة الأولى في إنديان بوينت الذي بدأ تشغيله عام 1962. واعتُبرت تكلفة استخلاص اليورانيوم-233 من الوقود المستهلك غير اقتصادية، حيث لم يتم تحويل سوى أقل من 1% من الثوريوم إلى يورانيوم-233. لذا، تحول مالك المحطة إلى استخدام وقود اليورانيوم، الذي استُخدم حتى إغلاق المفاعل نهائيًا عام 1974. ^{[ 59 ]}

تُستخدم حاليًا نظائر اليورانيوم-235 (U-235) واليورانيوم-238 (U-238) والبلوتونيوم -239 فقط كوقود نووي ، على الرغم من مزايا دورة وقود الثوريوم المقترحة. ويمكن لبعض المفاعلات الحديثة، مع تعديلات طفيفة، استخدام الثوريوم . ويُعد الثوريوم أكثر وفرة في قشرة الأرض بثلاثة أضعاف تقريبًا من اليورانيوم (وأكثر وفرة بـ 550 ضعفًا من اليورانيوم-235). وقد أُجريت عمليات استكشاف قليلة لموارد الثوريوم، وبالتالي فإن الاحتياطيات المؤكدة صغيرة نسبيًا. ويُعد الثوريوم أكثر وفرة من اليورانيوم في بعض البلدان، ولا سيما الهند . ^{[ 60 ]} ويُعد معدن المونازيت ، وهو المعدن الرئيسي الحامل للثوريوم، ذا أهمية بالغة حاليًا نظرًا لاحتوائه على عناصر أرضية نادرة ، ويتم التخلص من معظم الثوريوم ببساطة في مواقع مخلفات التعدين المشابهة لمخلفات مناجم اليورانيوم . بما أن استخراج العناصر الأرضية النادرة يحدث بشكل رئيسي في الصين وبما أنه لا يرتبط في الوعي العام بدورة الوقود النووي، فإن مخلفات المناجم المحتوية على الثوريوم - على الرغم من نشاطها الإشعاعي - لا يُنظر إليها عادةً على أنها مشكلة نفايات نووية ولا يتم التعامل معها على هذا النحو من قبل الجهات التنظيمية.

يمكن استخدام اليورانيوم الطبيعي في جميع مفاعلات الماء الثقيل التي تم تشغيلها تقريبًا ، وبعض المفاعلات المُهدِّئة بالجرافيت، إلا أن الغالبية العظمى من مفاعلات العالم تتطلب يورانيومًا مُخصَّبًا ، حيث تزداد نسبة اليورانيوم-235 إلى اليورانيوم-238. في المفاعلات المدنية، تصل نسبة التخصيب إلى 3-5% لليورانيوم-235 و95% لليورانيوم-238، بينما تصل في المفاعلات البحرية إلى 93% لليورانيوم-235. يحتوي الوقود المستهلك من معظم مفاعلات الماء الخفيف على نسبة عالية من المواد الانشطارية تسمح باستخدامه كوقود للمفاعلات القادرة على استخدام وقود اليورانيوم الطبيعي. مع ذلك، يتطلب هذا على الأقل إعادة معالجة ميكانيكية و/أو حرارية (تشكيل الوقود المستهلك في مجموعة وقود جديدة)، ولذا فهو غير شائع الاستخدام حاليًا.

لا يُستخدم مصطلح الوقود النووي عادةً فيما يتعلق بطاقة الاندماج ، والتي تدمج نظائر الهيدروجين في الهيليوم لإطلاق الطاقة .