En el caso del uranio, el ciclo cerrado incluye la minería, la producción de concentrados de uranio, el enriquecimiento (si procede), la fabricación de los elementos combustibles, su empleo en el reactor y la reelaboración de los  elementos combustibles irradiados, para recuperar el uranio remanente y el plutonio producido, separando ambos de los residuos radiactivos de alta actividad que hay que evacuar definitivamente.

Si el combustible irradiado no se reelabora es considerado en su totalidad como residuo radiactivo, lo que se denomina  ciclo abierto, con lo que no se completa el denominado ciclo del combustible nuclear.

España con unas reservas de uranio evaluadas en 4.650 toneladas de U3O8 a costes de explotación inferiores a 80 $/kg U y 12.160 toneladas a costes comprendidos entre 80 y 130 $/kg U. Representa el segundo país europeo en importancia, detrás de Francia. No obstante, las reservas de uranio españolas no son rentables en las condiciones económicas y técnicas actuales.

España, desde que inició estas actividades y hasta final de 1998, ha producido, a partir de las minas de uranio que posee ENUSA en Ciudad Rodrigo (Salamanca) y de las que tuvo en explotación en Don Benito (Badajoz), un total de 5.236 t U₃O₈, lo que ha supuesto el 25 % de las necesidades totales de concentrados del Parque Nuclear español.

Por ello los servicios de enriquecimiento se garantizan, en parte, mediante la participación del 11,11 %, que ENUSA tiene en la planta de difusión gaseosa de EURODIF, situada en Francia.

Siguiendo la política de diversificación de contratos de suministro de uranio enriquecido, los aprovisionamientos de ENUSA, en el área de conversión de uranio natural a UF6, se realizan mediante contratos con los principales convertidores mundiales: Converdyn (USA), Cameco (Canadá), BNFL (Reino Unido), Comurhex (Francia) y Tenex (Rusia).

En lo que respecta a los servicios de enriquecimiento, se mantienen contratos con: Tenex (Rusia), USEC (USA), Urenco (UE) y Eurodif (Francia). Las necesidades medias anuales de servicios de enriquecimiento son de unas 750.000 UTS.

En esta instalación se fabrican, desde 1985, elementos combustibles destinados a las centrales nucleares españolas, tanto para las PWR como para las BWR, así como para centrales de diversos países europeos, tales como Francia, Bélgica, Alemania, Suecia, Suiza y Finlandia.

En el transporte de los materiales radiactivos deben satisfacerse dos clases de requisitos: unos, de garantía de calidad y otros, de verificación del cumplimiento de las condiciones del transporte. Los primeros comprenden las medidas adoptadas por el fabricante de los embalajes y cuantas demás condiciones hayan de aplicarse a los bultos transportados. Los segundos incluyen los exámenes, inspecciones y demás medidas destinadas a confirmar que se cumplen las disposiciones establecidas en la reglamentación.

La expresión bulto, empleada anteriormente, es la voz usada en la reglamentación para cada una de las unidades físicas que se envíen en un transporte. Un bulto radiactivo está formado, por lo tanto, por el embalaje y el contenido radiactivo. El término “embalaje” se emplea en sentido amplio y abarca el conjunto completo de elementos que aloja en su interior el contenido radiactivo; por lo tanto, un bulto puede ser algo tan simple como una caja de cartón o un bidón con cemento, o tan complicado como un contenedor para combustibles nucleares irradiados. En todos los casos, el embalaje ha de evitar que el contenido radiactivo salga al exterior, lo que daría lugar a una contaminación. El embalaje, además, ha de ser tal que no impida la evacuación del calor liberado en los procesos radiactivos que tienen lugar en su contenido radiactivo y proporcionar un blindaje adecuado para la actividad de la sustancia transportada. Desde el punto de vista de esta actividad, existen dos categorías de bultos: la categoría A corresponde a aquellos bultos en que se limita la actividad máxima que pueden poseer, de acuerdo con los radionucleidos que contengan y la forma de presentación, y la categoría B, sin limitación alguna.

El transporte de materiales radiactivos es una actividad con una casuística muy compleja, debido a la diversa naturaleza química y actividad con que se pueden presentar los materiales radiactivos. Esta  casuística está recogida y analizada con todo detalle en la reglamentación. La mayoría de los países han adoptado como base de su legislación el “Reglamento para el transporte seguro de los materiales radiactivos” publicado por el OIEA. En la última edición de este Reglamento, publicada en 1990, se recoge la experiencia de más de treinta años en este tema.

A corto plazo, lo primero que se hace con el combustible gastado es depositarlo en la piscina de almacenamiento de la propia central, a la que llega por un canal de transferencia. En las piscinas el agua que hay por encima del elemento sirve de blindaje biológico y además elimina el calor que se desprende de todo material con alta actividad.

El combustible gastado, tras unos años de estancia en la piscina de la central, se puede considerar como residuo radiactivo (ciclo abierto), en cuyo caso se ha de proceder a su gestión definitiva en su conjunto, o se considera como un producto del cual se pueden recuperar el uranio y el plutonio que contienen, para su aprovechamiento energético posterior (ciclo cerrado).

El proceso que se lleva a cabo en el segundo caso se denomina reproceso, en el cual, tras separar el uranio y el plutonio no quemados, quedan como residuos los productos de fisión y actínidos no recuperados. El uranio y el plutonio separados se reciclan en las fábricas de combustible como material fisionable, cerrando así el ciclo del combustible nuclear. Los residuos (tras unos años de enfriamiento) son solidificados por vitrificación, encapsulándolos en cilindros de acero inoxidable, constituyendo los únicos residuos de alta radiactividad que se derivan del ciclo del combustible nuclear.

En Francia funciona la planta de reelaboración de La Hague, propiedad de COGEMA, con dos unidades capaces de reprocesar 800 toneladas de combustible gastado al año; en el Reino Unido funciona otra planta en Sellafield, propiedad de BNFL, con capacidad análoga. Japón, a su vez, está construyendo otra planta. Tanto COGEMA como BNLF ofrecen servicios de reprocesado a otros países, con la cláusula de retornarles los residuos radiactivos. 

En el combustible gastado quedan entre 7 y 8 kilogramos de plutonio sin quemar por tonelada. Este plutonio, recuperado en el reproceso se usa para sustituir el uranio- 235 en el combustible nuclear, fabricando pastillas de óxido de uranio y óxido de plutonio mezclados, que se llama combustible MOX.

En la realización de estas estimaciones se ha considerado como escenario la no variación del actual parque nuclear, nueve reactores en siete emplazamientos, con un periodo de vida de cada instalación de cuarenta años, desde su puesta en marcha hasta su parada definitiva.

Aunque no se cierra la posibilidad del reprocesado en el extranjero, en el referido PGRR se contempla que el combustible gastado, una vez sacado del reactor, pasa a ser considerado residuo radiactivo de alta actividad, el cual tras su estancia en la piscina de la propia central nuclear se depositará en un almacén centralizado, aunque no se descarta la posibilidad de construir varias de estas instalaciones.

La decisión sobre el tratamiento definitivo que se ha de dar al combustible gastado la tomará el Gobierno en el año 2010, apoyándose en la investigación que se está llevando a cabo y que se centra en la Separación y Transmutación (ST) y en el Almacenamiento Geológico Profundo (AGP).