Pada tahapan ini, bijih uranium ditambang pada tambang terbuka maupun pada tambang bawah tanah. Contoh dari bijih uranium adalah uranititedan autunite. Selanjutnya bijih uranium dibawa ke pabrik pengolahan (milling plant) yang biasanya terletak dekat dengan lokasi tambang. Dari pengolahan ini akan diperoleh produk akhir yaitu yellow cake (U3O8).

Pada tahapan ini serbuk yellow cakeakan diubah menjadi uranium heksafluorida (UF6), atau yang dalam istilah nuklir sering kali disebut dengan "hex". Hex pada tahapan ini berbentuk gas, dan selanjutnya disimpan di dalam tabung untuk diproses pada tahapan berikutnya.

Sampai pada tahapan ini, uranium yang berbentuk UF6 merupakan uranium alami. Artinya kandungan uranium terdiri dari 99,3% uranium-238 (U-238) dan 0,7% uranium-235 (U-235). Agar bisa dimanfaatkan di sebagian besar reaktor nuklir, kandungan U-235 harus dinaikkan menjadi 3,5% - 5%. Proses untuk menaikkan kandungan U-235 ini dikenal dengan nama pengkayaanatau enrichment. Oleh karenanya pabrik yang melakukan kegiatan pengkayaan ini disebut dengan pabrik pengkayaan atau enrichment plant. Produk akhir pabrik pengkayaan yaitu uranium yang diperkaya (enriched uranium), sementara produk sisanya adalah uranium yang dipermiskin (depleted uranium) yaitu uranium yang mempunyai kandungan U-235 kurang dari 0,7% (biasanya sekitar 0,2 - 0,3%).

Saat ini ada dua cara untuk melakukan pengkayaan uranium dalam skala besar, yaitu (1) metode difusi gas dan (2) metode sentrifugasi. Untuk memisahkan isotop U-235 dan U-238, kedua metode ini sama-sama memanfaatkan sifat fisis dari kedua isotop tersebut, yang mana beda massa antara U-235 dan U-238 sekitar 1%.

Setelah dilakukan pengkayaan, UF6 kemudian diproses secara kimia agar dihasilkan serbuk uranium dioksida (UO2). Serbuk ini kemudian dipres menjadi pelet, dilakukan proses sintering (dibakar pada suhu tinggi di atas 1400°C) sehingga berbentuk keramik. Selanjutnya pelet dimasukkan ke dalam tabung yang terbuat dari paduan logam Zircaloy membentuk batang bahan bakar (fuel pin). Selanjutnya batang bahan bakar disusun untuk menghasilkan perangkat bahan bakar (fuel assembly). Ukuran dari pelet, batang bahan bakar maupun perangkat bahan bakar tergantung dari masing-masing reaktor yang akan menggunakannya. Biasanya pada satu perangkat bahan bakar, terdapat sekitar 264 batang bahan bakar, dengan tinggi sekitar 3 m dan panjang sisi sekitar 12 - 24 cm.

Perangkat bahan bakar selanjutnya dibawa ke reaktor. Di dalam reaktor ini berlangsung reaksi fisi seperti yang telah kita bahas di artikel sebelumnya. Perangkat bahan bakar ini akan disusun di dalam teras reaktor. Jumlah perangkat bahan bakar yang dipakai tergantung pada besarnya tingkat daya yang dihasilkan reaktor. Untuk PLTN jenis PWR biasanya sekitar 120 sampai 200 perangkat, sementara untuk jenis BWR jumlahnya lebih banyak sekitar 400 sampai 800 perangkat.





Reaktor akan dioperasikan sekitar 1 tahun, kemudian dilakukan pengisian ulang perangkat bahan bakar. Hanya 1/3 dari perangkat bahan bakar yang akan diganti dengan yang baru, dan perangkat bahan bakar yang lama akan disusun ulang. Oleh karenanya satu perangkat bahan bakar akan berada di teras sekitar 3 tahun. Hal ini dilakukan agar energi yang dihasilkan di dalam reaktor dapat terdistribusi merata.

Perlu diingat pula bahwa tidak semua uranium yang ada di perangkat bahan bakar akan habis dipakai dalam waktu 3 tahun. Perangkat bahan bakar yang sudah dipakai disebut dengan istilah bahan bakar bekas atau spent fuel.Pada bahan bakar bekas masih terdapat sekitar 1% U-235 yang tidak terkonsumsi, 94% U-238, sekitar 1% plutonium dan 4% produk fisi.

Pada reaksi fisi akan dihasilkan produk-produk fisi yang sifatnya radioaktif, oleh karenanya setelah keluar dari reaktor, perangkat bahan bakar harus didinginkan terlebih dahulu. Untuk itu perangkat bahan bakar akan dimasukkan ke dalam kolam bahan bakar bekas (spent fuel pool) selama beberapa tahun. Selanjutnya bahan bakar akan dipindahkan ke tempat penyimpanan kering (dry cask storage). Baik kolam bahan bakar bekas maupun tempat penyimpanan kering, keduanya masih berada di lokasi sekitar reaktor.

Telah disebutkan di atas bahwa bahan bakar bekas akan mengandung 94% U-238, 1% U-235, 1% plutonium dan 4% produk fisi. Untuk mengolah bahan bakar bekas, tabung penyimpan kering akan dibawa ke pabrik pengolah ulang (reprocessing plant).

Di pabrik ini bahan bakar bekas akan dipisahkan menjadi tiga kategori, yaitu uranium, plutonium dan limbah yang mengandung produk fisi. Uranium yang masih mengandung U-235 lebih tinggi daripada uranium alami kemudian akan dilakukan konversi dan dikirim ke pabrik pengkayaan. Dengan kata lain uranium akan didaur ulang kembali ke tahapan 2 dan 3. Plutonium dapat dimanfaatkan sebagai bahan bakar. Oleh karena itu plutonium dari pabrik pengolah ulang akan dikirim ke fasilitas fabrikasi agar dibuat pelet plutonium dioksida (PuO2) dan bersama-sama dengan pelet UO2 akan dijadikan sebagai bahan bakar MOX (Mixed OXide) untuk reaktor yang menggunakannya. Bagaimana dengan limbahnya?

Limbah yang telah dipisahkan di pabrik pengolahan ulang akan dioleh tersendiri. Agar bisa disimpan untuk jangka panjang, limbah perlu distabilkan terlebih dahulu dalam bentuk atau struktur yang tidak akan bereaksi maupun berkurang kekuatannya. Ada beberapa cara untuk melakukannya, antara lain dengan melakukan vitrifikasiyaitu dengan mengubahnya material limbah menjadi gelas Pyrex dan disimpan di dalam tabung baja tahan karat. Gelas yang terbentuk sangat tahan terhadap air.

Cara yang lain adalah dengan menggunakan metode Synroc atau Syntethic Rock. Pada metode ini, limbah nuklir dicampur dengan tiga buah mineral yaitu hollandite (BaAl2Ti6O16), zirconolite (CaZrTi2O7) dan perovskite (CaTiO3). Selanjutnya dengan memberikan tekanan pada suhu yang tinggi, campuran tersebut akan membentuk struktur yang padat dan keras seperti batu cadas.

Kontainer limbah maupun synroc selanjutnya akan diletakkan di tempat penyimpanan lestari (final waste repository). Lokasi ini dipilih di kawasan yang stabil secara geologis dan berada di bawah tanah, biasanya pada kedalaman lebih dari 500 m di bawah permukaan. Tujuan utamanya adalah untuk mengisolasi limbah nuklir (yang sudah diolah tentu saja) dari jangkauan khalayak ramai.