Minería de extracción del uranio, donde parte del material extraído no tiene suficiente concentración de uranio para su posterior procesado, pasando a formar los residuos denominados estériles de mina, que se depositan en las proximidades de la mina y se gestionan a fin de minimizar su dispersión producida tanto por los agentes atmosféricos como por la lixiviación mediante el agua.

Concentrados de uranio, donde se separa el uranio en forma de U₃O₈ de la ganga. La abundancia de uranio en el mineral suele ser del orden del 1%  o incluso inferior, por lo que más del 99 % de material extraído forma la denominada ganga, constituyendo los denominados estériles de planta, que se disponen en las inmediaciones de la fábrica de concentrados, habiéndose de evitar su dispersión que se puede producir tanto por acción del agua de infiltración como por dispersión atmosférica, ya sea por la difusión del gas ²²²Rn o bien de pequeños aerosoles.

Conversión de U₃O₈ a UF₆ siendo una sal que a temperaturas superiores 50 ºC pasa a forma gaseosa.

Enriquecimiento isotópico: el uranio que hay en la naturaleza (uranio natural)  se presenta bajo dos formas isotópicas posibles: a) ²³⁸U, con una abundancia del 99.3% y b) ²³⁵U, con una abundancia del 0.7% . En la mayoría de los reactores nucleares, para que las reacciones de fisión en cadena sean viables se requiere que la concentración de ²³⁵U sea superior a dicho 0.7% que presenta el uranio natural, por lo que se requiere de un proceso de  enriquecimiento isotópico, que se ha de efectuar sobre el uranio en forma gaseosa UF₆), ya sea por medio de técnicas de difusión gaseosa  o bien por técnicas de ultracentrifugación.

En estos procesos, como subproducto se obtiene el denominado uranio empobrecido, que presenta concentraciones de ²³⁵U inferiores al 0.7% que se ha indicado para el uranio natural. Este uranio empobrecido es un subproducto apto para la fabricación de blindajes, de contrapesos para las alas de los aviones, de munición de artillería, ... Finalizado el proceso de enriquecimiento isotópico, el uranio se pasa de nuevo a forma sólida, en forma de UO₂.

Fabricación de los elementos de combustible, donde el UO₂ llega a la fábrica en forma de polvo, pasándose al formato de pastillas que se introducen dentro de las vainas de los elementos de combustible, habiéndose de minimizar la posible contaminación en el exterior de dichos elementos de combustible, ya que posteriormente en el reactor comportaría la generación de productos de fisión que contaminaría en refrigerante y el moderador del reactor.

Posteriormente, los elementos de combustible son trasladados a la central nuclear, que para su funcionamiento requieren que periódicamente se vayan renovando los elementos de combustible dispuestos en el interior del reactor, retirando los elementos de "combustible gastado" e introduciendo nuevos elementos de combustible. Tanto en los reactores de agua en ebullición (BWR) como en los de agua a presión (PWR), el período de tiempo  transcurrido entre recargas es del orden de 12 meses y en dicha recarga se suele cambiar del orden de 1/3 de los elementos de combustible: se retiran 1/3, correspondiendo a los más quemados, se reubica los 2/3 restantes y se carga el otro 1/3 con nuevos elementos de combustible. Mediante elevadas tasas de fluencia de neutrones del orden de 10¹³ neutrones/cm² ·s) se mantienen las reacciones de fisión en cadena; donde recordemos en cada fisión es inducida por la incidencia de un neutrón contra un núcleo de ²³⁵U, obteniendo dos núcleos denominados productos de fisión y entre 2 o 3 neutrones, que ayudan a mantener la reacción en cadena al poder incidir contra otro núcleo de ²³⁵U, induciendo una nueva fisión. Los productos de fisión tienen una masa aproximadamente la mitrad del núcleo fisionado. Además, en los núcleos de los productos de fisión suele presentarse un exceso de neutrones, lo que provoca que se trate de núcleos que de forma espontánea se transforman, siendo pues núcleos radiactivos, los cuales quedan mayoritariamente confinados en el interior de las vainas de los elementos de combustible. Adicionalmente, algunos de los neutrones pueden ser absorbidos por núcleos inicialmente estables, pero que con la incorporación del neutrón (activación neutrónica) pasan a ser radiactivos.

En base a lo expuesto, los residuos radiactivos que se producen en el funcionamiento de una central nuclear, pueden estar marcados tanto por productos de fisión, como también por productos de  activación neutrónica. Los residuos generados durante dicho funcionamiento se dividen en:

Residuos de proceso, generados fundamentalmente por la purificación y limpieza de los sistemas de refrigeración (resinas de intercambio iónico y filtros). Estos residuos se acondicionan en bidones y se inmovilizan pudiendo utilizar matrices sólidas de cemento, alquitrán o resinas, pasándose a gestionar como residuos sólidos de baja o media actividad. Para una central de agua ligera, por cada GW·año el volumen de este tipo de

residuos, una vez acondicionado, es del orden de 100 m³ y pasado un año desde su producción su actividad remanente es del orden de 200 TBq. 

Residuos de operación, formados por piezas o componentes en desuso que han estado dentro del reactor para tareas de control, medida y seguimiento, Básicamente están formados por fuentes neutrónicas, las barras de control y los detectores. El volumen de estos residuos es pequeño, no superando 1 m³ por GW·año, a la vez que presentan una elevada actividad, siendo del orden de 6000 TBq después de un año de su producción.

Residuos de mantenimiento, originados en los trabajos efectuados tanto durante el funcionamiento como durante las paradas por recarga. Por cada GW·año el volumen de este tipo de residuos, una vez acondicionado, es del orden de 40 m³ y está formado por pequeños componentes y herramientas que no se pueden descontaminar, además de vestuario contaminado, material plástico utilizado en la construcción de recintos confinados, ...y en la mayoría de los casos suele tratarse de residuos de baja actividad específica.

Tal como ya se ha indicado, cuando los elementos de combustible ya se han "gastado", se han de cambiar por nuevos elementos de combustible. La gestión a seguir con dichos elementos constituye la denominada segunda fase del ciclo de combustible y el proceso

a seguir depende del tipo de ciclo que se adopte:

Ciclo cerrado, donde en el combustible gastado se aprovecha la parte que no ha sido "quemada", utilizándose para la la fabricación de nuevos elementos de combustible. Cuando el elemento de combustible se retira del reactor, se almacena temporalmente en la piscina de combustible gastado que hay en la propia instalación. El agua de dicha piscina actúa tanto como blindaje de la radiación como refrigerador del calor residual que se produce debido a la elevada actividad específica que presenta el elemento de combustible. Posteriormente estos elementos de combustible se introducen en contenedores de transporte, que actúan como blindajes y como disipadores de calor y son transportados a una planta de reprocesado, donde se trocean los elementos de combustible y mediante técnicas radioquímicas se extraen del orden del 99.5% de los productos de fisión a la vez que se recupera tanto el U como el Pu, para ser utilizados en  la producción de nuevos elementos de combustible. Los productos de fisión extraídos junto con transuránidos, se pasan desde forma líquida a forma sólida, mediante procesos de concentración por evaporación y se inmovilizan en matrices de vidrio insertas dentro de contenedores de acero inoxidable, para ser posteriormente gestionados como residuos radiactivos sólidos de alta actividad. Además, en la plantas

de reprocesamiento también se generan residuos de proceso, de operación y de mantenimiento, de modo similar a lo descrito para las centrales nucleares.

Ciclo abierto, donde el elemento de combustible no se reutiliza, por lo que constituye un residuo a gestionar. El proceso de almacenamiento en la piscina de combustible gastado es igual al que se ha descrito para el ciclo cerrado, pero posteriormente, por contra de ser transportado a una planta de reprocesamiento, se transporta a un almacenamiento en donde se gestionará como residuo. Dicho almacenamiento puede ser temporal o definitivo. Además el almacenamiento temporal puede ser en seco, mediante unos contenedores que actúan tanto como blindaje como también como disipador de calor o bien en piscinas donde se puede acopiar los elementos de combustible procedentes de diversas centrales nucleares, siendo la opción más habitual para los Almacenes Temporales Centralizados (ATC). En cuanto al almacenamiento definitivo, el confinamiento del residuo se ha de garantizar a muy largo plazo, utilizando el sistema de barreras múltiples: a) primera barrera o barrera química, donde el residuo se dispone en una matriz de material que resulte inerte a fin de garantizar su estabilidad a largo plazo, b) segunda barrera o barrera física, que actúa como vaina y contenedor de los elementos de combustible, evitando su contacto con agentes exteriores y su posible dispersión, c) tercera barrera o barrera de ingeniería, mediante estructuras y blindajes dispuestos en la zona de almacenamiento y d) cuarta barrera o barrera geológica, constituida por la propia formación geológica donde se encuentra ubicado el almacén de residuos radiactivos, habiendo de reunir condiciones de alta estabilidad y permeabilidad, ya que el agua es el principal agente que puede afectar a las tres barreras anteriores. Dicho almacenamiento se construye a una profundidad que suele oscilar entre 500 m y 1000 m bajo tierra y los medios geológicos más adecuados son: sales, granitos y arcillas.

Finalmente, dentro del marco de las aplicaciones energéticas, también se han de tener presente los residuos que se generarán en el proceso de desmantelamiento de las instalaciones una vez lleguen al final de su vida útil. La clausura de la instalación es el conjunto de actuaciones para dejar la instalación y su emplazamiento en condiciones seguras tanto para las personas como para el medio ambiente en general. Dicha clausura se ha de llevar a cabo por etapas, con la posibilidad de aplicar tiempos de espera a fin de que decrezca la actividad. Dentro de este contexto, se suelen diferenciar tres niveles de clausura:

Nivel I, donde se lleva a cabo la desconexión de los sistemas de explotación. Para el caso de las centrales nucleares, se procede a la retirada de los elementos de combustible. Para este nivel de clausura se requiere el seguir con un mantenimiento y vigilancia de la instalación. 

Nivel II, donde para el caso de las centrales nucleares se procede a la descontaminación o retirada  de todos los componentes salvo el reactor, siendo la única zona que no queda libre de contaminación. En caso de que no se tenga previsto abordar el nivel III se ha de aplicar un blindaje permanente al núcleo que además imposibilite futuras intrusiones, mientras que el para el resto de zonas de la antigua instalación pasan a ser convencionales. Se estima que, durante un periodo posterior de unos 100 años, la instalación se ha de someter a vigilancia, pero no necesitando ninguna labor de mantenimiento.

Nivel III, donde la descontaminación y retirada de componentes y equipos afecta a la totalidad de la instalación. Cabiendo la posibilidad del derribo de los edificios o bien destinarlos a otros usos, sin ninguna restricción desde el punto de vista de la protección radiológica.