Pengayaan uranium

*Halaman ini membahas tentang *'proses** pengayaan. Untuk **zat yang dihasilkan** oleh proses ini lihat halaman [[uranium yang diperkaya|Uranium yang Diperkaya]].''



**Pengayaan uranium** adalah proses fisika [[pemisahan isotop]] yang menghasilkan [[uranium]] dengan persentase komposisi [[uranium-235]] (ditulis <sup>235</sup>U) yang lebih tinggi dari uranium murni. [[Uranium murni]] mengandung sekitar 99,28% [[isotop]] [[uranium-238|<sup>238</sup>U]], 0,71% isotop <sup>235</sup>U, dan sisanya berisi isotop <sup>234</sup>U. Isotop <sup>235</sup>U adalah satu-satunya [[nuklida]] yang bersifat [[fisil]] dengan [[neutron termal]].

Pengayaan uranium adalah komponen penting dalam [[daya nuklir|pembangkit listrik tenaga nuklir]] dan [[senjata nuklir]]. [[Badan Tenaga Atom Internasional]] mencoba memonitor dan mengontrol proses dan produksinya untuk memastikan keamanan pembangkitan energi nuklir dan mencegah [[proliferasi nuklir]].

Selama [[Proyek Manhattan]] dilaksanakan, proses pengayaan uranium ini mempunyai kode rahasia oralloy, singkatan dari [[Oak Ridge, Tennessee|Oak Ridge]] [[alloy]], lokasi tempat proses ini dilakukan. Ada sekitar 2.000 ton ''highly enriched uranium'' di dunia, digunakan untuk [[senjata nuklir]], penggerak kapal berbahan bakar nuklir, dan sejumlah kecil untuk [[reaktor penelitian]].

<sup>238</sup>U yang tersisa setelah proses pengayaan disebut sebagai [[uranium terdeplesi]], dan lebih rendah keradioaktifannya dibandingkan uranium murni, meski begitu tetap saja sangat berbahaya. Saat ini, 95% dari uranium terdeplesi yang ada di dunia disimpan di tempat penyimpanan yang aman.

== Uranium heksafluorida ==



[[Uranium heksafluorida]], terkadang disebut **heks**, adalah sebuah [[senyawa kimia|senyawa]] [[senyawa anorganik|anorganik]] dengan rumus [[Uranium heksafluorida|UF]]<sub>6</sub>. Uranium heksafluorida adalah padatan putih volatil yang dapat [[hidrolisis|bereaksi dengan air]], melepaskan [[asam fluorida]] korosif. Senyawa ini bereaksi ringan dengan [[aluminium]], membentuk lapisan permukaan tipis [[aluminium fluorida|]] yang menahan reaksi lebih lanjut dari senyawa ini.  digunakan dalam proses [[uranium yang diperkaya|pengayaan uranium]], yang menghasilkan bahan bakar untuk [[reaktor nuklir]] dan [[senjata nuklir]].

===Proses konversi===

[[Honeywell Uranium Hexafluoride Processing Facility]], adalah fasilitas konversi [[uranium]], terletak 1,9 mil (3&nbsp;km) [[barat laut]] [[Metropolis]], [[Illinois]], [[Amerika Serikat]]. Pabrik, Honeywell Specialty Chemicals di Metropolis, Illinois, memiliki kapasitas nominal 15.000 tU sebagai uranium heksafluorida per tahun.

Honeywell Metropolis Works menggunakan teknologi dan proses unik yang digunakan untuk mengubah yellowcake menjadi gas uranium heksafluorida. Fasilitas konversi Barat lainnya, Areva dan Cameco, masing-masing menggunakan proses yang memerlukan dua fasilitas berbeda, satu untuk mengubah yellowcake menjadi uranium tetrafluorida atau uranium trioksida dan satu lagi untuk mengubah menjadi uranium heksafluorida. Honeywell mengembangkan proses yang dikenal sebagai proses konversi volatilitas fluorida kering yang memungkinkan yellowcake lengkap menjadi UF<sub>6</sub> di satu fasilitas dan juga menghasilkan tingkat kemurnian UF<sub>6</sub> yang lebih tinggi pada 99,99% atau lebih tinggi.

Proses konversi volatilitas fluorida kering di Metropolis Works melalui lima langkah dasar: persiapan umpan, reduksi, hidrofluorinasi, fluorinasi, dan [[distilasi]].

* **Feed preparation**

Tujuan dari langkah awal ini adalah untuk memastikan bahwa konsentrat uranium memiliki ukuran partikel dan kepadatan optimal yang diperlukan untuk maju dalam proses konversi.

* **Reduksi**
Selama tahap ini, konsentrat bijih uranium diubah menjadi [[uranium dioksida]] dan pengotor dikeluarkan dari sistem ke dalam aliran gas buang. Yellowcake yang berukuran besar direaksikan dengan hidrogen dalam media fluidisasi untuk membentuk uranium dioksida

:**+2 → 3 + 2**

* **Hidrofluorisasi**
UO<sub>2</sub> yang dihasilkan dari tahap reduksi sebelumnya kemudian diubah menjadi zat antara uranium tetrafluorida (Garam Hijau) dan pengotor tambahan dikeluarkan dari sistem.

:**+4 →  + 2**

* **Fluorinasi**

Pabrik Metropolis Works mengoperasikan kapasitas fluorin gas terbesar di dunia. [[Fluorin]] diproduksi dalam proses ini melalui elektrolisis HF dalam substrat kalium bifluorida. Fluorin ditarik ke proses fluorinasi dalam vakum untuk meningkatkan keamanan langkah ini. Hasil dari langkah ini adalah gas uranium heksafluorida mentah.

:**+ → **

* **Distilasi**
Akhirnya, uranium heksafluorida dari langkah sebelumnya dimurnikan dalam sistem distilasi dua tahap. UF<sub>6</sub> mentah diuapkan dan dipindahkan melalui sistem perebusan ke dalam perangkap dingin. Setelah pendinginan, produk akhir diisi ke dalam silinder untuk diangkut. Tahap ini adalah teknologi milik Honeywell yang memungkinkan keluaran UF<sub>6</sub> 99,99% atau lebih.

== Tingkat ==
=== ''Slightly Enriched Uranium'' ===






''Slightly enriched uranium'' (SEU) memiliki konsentrasi <sup>235</sup>U 0,9% sampai 2%. Kelas baru ini dapat menggantikan [[uranium alami]] (NU) dalam beberapa [[reaktor air berat]] seperti [[CANDU]]. Bahan bakar yang dirancang dangan SEU bisa memberikan manfaat tambahan berupa perbaikan keamanan atau fleksibilitas operasional, biasanya manfaat dipertimbangkan di area aman sementara tetap mempertahankan sampul operasional. Perbaikan keamanan bisa menurunkan umpan balik reaktivitas positif seperti koefisien kebatalan reaktivitas. Perbaikan operasional akan terdiri dalam meningkatkan pembakaran bahan bakar yang memungkinkan pengurangan biaya bahan bakar karena lebih sedikit uranium dan bundel yang diperlukan untuk bahan bakar reaktor. Hal ini pada gilirannya mengurangi jumlah bahan bakar yang digunakan dan biaya manajemen berikutnya.

=== ''Reprocessed Uranium'' ===


''Reprocessed uranium'' (RepU) adalah produk [[siklus bahan bakar nuklir]] yang melibatkan proses daur ulang terhadap [[bahan bakar bekas]]. RepU yang pulih dari bahan bakar bekas [[reaktor air ringan]] (LWR) biasanya mengandung sedikit lebih banyak U-235 dari [[uranium alami]], dan karena itu dapat digunakan untuk bahan bakar reaktor yang lazim menggunakan uranium alami sebagai bahan bakar, seperti [[reaktor CANDU]]. RepU juga berisi isotop [[uranium-236]] yang tidak diinginkan yang [[tangkapan neutron|ditangkap neutron]], membuang-buang neutron (dan membutuhkan pengayaan U-235 yang lebih tinggi) dan menciptakan [[neptunium-237]] yang akan menjadi salah satu radionuclides yang lebih dapat bergerak bebas dan mengganggu [[repositori geologi]] pembuangan limbah nuklir.

=== ''Low Enriched Uranium'' ===

''Low enriched uranium'' (LEU) memiliki konsentrasi <sup>235</sup>U lebih rendah dari 20%. Untuk digunakan dalam [[reaktor air ringan]] (LWR) komersial, reaktor listrik paling lazim di dunia, uranium diperkaya 3% sampai 5% <sup>235</sup>U. LEU segar yang digunakan di [[reaktor penelitian]] biasanya diperkaya 12% sampai 19,75% <sup>235</sup>U, konsentrasi kedua yang digunakan untuk menggantikan bahan bakar HEU ketika mengkonversi LEU.

=== ''Highly Enriched Uranium'' ===


''Highly enriched uranium'' (HEU) memiliki konsentrasi <sup>235</sup>U atau <sup>233</sup>U lebih dari 20%. Fisi uranium di [[senjata nuklir]] primer biasanya berisi 85% atau lebih <sup>235</sup>U yang dikenal sebagai weapon(s)-grade, meskipun secara teoretis untuk [[desain senjata nuklir|desain implosi]], minimal 20% bisa (disebut weapon(s)-usable) walaupun hal itu akan memerlukan ratusan kilogram bahan dan ; pengayaan lebih rendah mungkin secara [[hipotesis]], tetapi sebagai pengayaan persentase pengurangan [[massa kritis (nuklir)|massa kritis]] untuk moderator [[neutron cepat]] meningkat, dengan misalnya, massa [[tak terbatas]] 5,4% <sup>235</sup>U diperlukan. Untuk percobaan kritis, pengayaan uranium lebih dari 97% telah dicapai.

Bom atom pertama [[Little Boy]] dijatuhkan oleh [[Amerika Serikat]] di [[Hiroshima]] pada tahun 1945, menggunakan 64 kilogram [[uranium yang diperkaya]] 80%. Membungkus senjata fisil utama dalam sebuah [[reflektor neutron]] (yang merupakan standar pada semua [[bahan peledak]] nuklir) dapat secara dramatis mengurangi [[massa kritis]]. Karena inti dikelilingi oleh sebuah reflektor neutron yang baik, ledakan itu terdiri dari hampir 2,5 kali massa kritis. Reflektor neutron, mengompresi inti fisi melalui ledakan, peningkatan fisi dan ''tamping'', yang memperlambat perluasan inti fisi dengan inersia, memungkinkan [[desain senjata nuklir]] menggunakan kurang dari apa yang akan menjadi massa kritis satu bola dalam kepadatan normal. Kehadiran terlalu banyak isotop <sup>235</sup>U menghambat pelarian [[reaksi nuklir berantai]] yang bertanggung jawab atas kekuatan senjata.

<gallery class="center">
 UO2 Powder.jpg|Uranium dioksida
 UO2 Pellet.jpg|Pelet uranium dioksida yang disinter
</gallery>

== Pengayaan uranium di dunia ==
Uranium yang ditemukan di alam sebagian besar terdiri dari dua isotop, U-235 dan U-238. Produksi [[energi dalam]] reaktor nuklir berasal dari 'fisi' atau pemisahan atom U-235, suatu proses yang melepaskan energi dalam bentuk panas. U-235 adalah isotop fisil utama uranium.

Uranium alami mengandung 0,7% isotop U-235. Sisanya, 99,3%, sebagian besar adalah isotop U-238 yang tidak berkontribusi secara langsung pada proses fisi (meskipun berkontribusi secara tidak langsung melalui pembentukan [[isotop plutonium]] yang dapat terbelah). Pemisahan isotop adalah proses fisik untuk mengonsentrasikan ('memperkaya') satu isotop relatif terhadap isotop lainnya. Sebagian besar reaktor adalah reaktor air ringan (dari dua jenis – PWR dan BWR) dan memerlukan uranium untuk diperkaya dari 0,7% hingga 3-5% U-235 dalam bahan bakarnya. Ini adalah uranium pengayaan rendah (LEU) normal. Ada beberapa yang tertarik untuk meningkatkan tingkat pengayaan hingga sekitar 7%, dan bahkan mendekati 20% untuk bahan bakar reaktor daya khusus tertentu, seperti LEU dengan uji tinggi (HALEU).

Uranium-235 dan U-238 secara kimia identik, tetapi berbeda dalam sifat fisiknya, terutama massanya. [[Inti atom]] U-235 mengandung 92 proton dan 143 neutron, sehingga massa atomnya 235 unit. Inti U-238 juga memiliki 92 proton tetapi memiliki 146 neutron – tiga lebih banyak dari U-235 – dan karenanya memiliki massa 238 unit. Perbedaan massa sebesar 1,27% antara U-235 dan U-238 memungkinkan isotop dipisahkan dan memungkinkan peningkatan atau "pengayaan" persentase U-235. Semua proses pengayaan saat ini dan sebelumnya, secara langsung atau tidak langsung, memanfaatkan perbedaan massa yang kecil ini.

Beberapa reaktor, misalnya Candu yang dirancang oleh Kanada, menggunakan uranium alam sebagai bahan bakarnya. (Sebagai perbandingan, uranium yang digunakan untuk senjata nuklir harus diperkaya di pabrik yang dirancang khusus untuk memproduksi setidaknya 90% U-235.) Proses pengayaan memerlukan uranium dalam bentuk gas pada suhu yang relatif rendah, oleh karena itu uranium oksida dari tambang diubah menjadi uranium heksafluorida dalam proses pendahuluan, pada konversi terpisah. terpisah.

Dalam beberapa tahun terakhir telah terjadi kelebihan pasokan kapasitas pengayaan secara signifikan di seluruh dunia, yang sebagian besar telah digunakan untuk mengurangi permintaan uranium atau menambah pasokan uranium. Kemampuan pengayaan untuk menggantikan uranium (lihat uraian tentang kekurangan pasokan di bawah) telah menjadi lebih signifikan seiring dengan semakin populernya teknologi sentrifus, karena ini berarti biaya SWU yang lebih rendah dan kebutuhan untuk menjaga sentrifus tetap beroperasi, sehingga kapasitas tetap beroperasi bahkan saat permintaan menurun.

=== Kapasitas pengayaan ===
Pengayaan uranium bersifat strategis dan padat modal, sehingga menciptakan hambatan yang signifikan bagi pemasok baru untuk masuk. Oleh karena itu, hanya ada sedikit pemasok pengayaan komersial yang mengoperasikan sejumlah fasilitas terbatas di seluruh dunia.

Saat ini ada tiga produsen utama: Orano, Rosatom, dan Urenco yang mengoperasikan pabrik pengayaan komersial besar di Prancis, Jerman, Belanda, Inggris, AS, dan Rusia. CNNC merupakan pemasok domestik utama dan sedang mengejar penjualan ekspor. Di Jepang dan [[Brasil]], perusahaan daur ulang bahan bakar domestik mengelola kemampuan pasokan yang sederhana. Di tempat lain, fasilitas kecil yang tidak dilindungi menjadi sasaran pertentangan internasional.

Kapasitas pengayaan dunia – beroperasi pada tahun 2022

Operator	Kapasitas (ribuan SWU ) Tahun 2022
* CNNC	8900
* Orano	7500
* Rosatom	27,100
* Urenco	17,900
* Lainnya (INB, JNFL)	100
* Total	61.500
Sumber: Laporan Bahan Bakar Nuklir Asosiasi Nuklir Dunia  2023  dan situs web perusahaan

Pabrik pengayaan **Orano**  beroperasi di Prancis, Jerman, Belanda, Inggris, AS, dan Rusia, dengan pabrik yang lebih kecil di tempat lain. [[Anak perusahaan]] SET Orano mengoperasikan pabrik sentrifus gas Georges Besse II di Tricastin di selatan Prancis. Fasilitas tersebut mulai beroperasi secara komersial pada April 2011, mencapai kapasitas produksi penuh sebesar 7,5 juta SWU/tahun pada akhir tahun 2016. Pabrik tersebut menggantikan pabrik difusi Georges Besse milik Eurodif. Pada Oktober 2023, Orano memutuskan untuk meningkatkan kapasitas produksi di pabrik tersebut sebesar 2,5 juta SWU. Upacara untuk menandai peletakan batu pertama berlangsung pada 10 Oktober 2024.

Pada bulan September 2024, Orano memilih Oak Ridge sebagai lokasi pilihannya untuk fasilitas pengayaan sentrifus baru. Perusahaan pendahulu Orano, Areva, sebelumnya telah merencanakan untuk membangun pabrik pengayaan senilai $2 miliar, 3,3 juta SWU/tahun di Eagle Rock, Idaho Falls, AS. Pada tahun 2009, perusahaan tersebut mengajukan permohonan untuk menggandakan kapasitas menjadi 6,6 juta SWU/tahun. Namun, permohonan tersebut kemudian dibatalkan, dan pada tahun 2018 Orano meminta NRC untuk menghentikan lisensi tersebut.

**Rosatom** memiliki empat pabrik pengayaan: Novouralsk, Zelenogorsk, Angarsk, dan Seversk. Keempat fasilitas tersebut memiliki kapasitas gabungan lebih dari 27 juta SWU/tahun.

Urenco memiliki operasi pengayaan di Inggris (Capenhurst), Jerman (Gronau) dan Belanda (Almelo). Pada tahun 2010, anak perusahaan Urenco di AS, Louisiana Energy Services, mulai beroperasi di pabrik sentrifusnya di Eunice, New Mexico.

**Urenco** telah mengumumkan program kapasitas untuk memperbarui dan berpotensi memperluas sentrifusnya di keempat lokasinya guna membantu memenuhi permintaan dunia yang meningkat akan layanan pengayaan. Pada bulan Juli 2023, Urenco mengonfirmasi rencana untuk menambah kapasitas pengayaan baru sebesar 700.000 SWU/tahun di pabrik UUSA, dengan kaskade baru pertama mulai beroperasi pada tahun 2025. Pada bulan Desember 2023, perusahaan menyetujui investasi untuk memperluas fasilitas Almelo sebesar 750.000 SWU/tahun, dengan kaskade baru pertama mulai beroperasi sekitar tahun 2027.

Kapasitas pengayaan **CNNC** diperkirakan sekitar 9 juta SWU/tahun, yang mencakup 1,5 juta SWU/tahun dari sentrifus yang dipasok Rusia, dengan kapasitas SWU yang tersisa dari teknologi dalam negeri. Lini produksi yang menggunakan sentrifus dalam negeri diluncurkan pada Maret 2018 di pabrik Shaanxi.

Sejumlah kecil negara lainnya memiliki kemampuan pengayaan terbatas.

Argentina mengaktifkan kembali pabrik difusi gasnya di Pilcaniyeu pada tahun 2010, lebih dari dua dekade setelah produksi di sana dihentikan. Produksi dihentikan lagi pada tahun 2018 dan pabrik tersebut tidak digunakan untuk kebutuhan komersial atau ekspor. Argentina juga tengah menjajaki pengembangan teknologi sentrifus baru serta pengayaan laser, tetapi ini merupakan proyek jangka panjang tanpa jadwal yang jelas.

Sejak tahun 2009, Indústrias Nucleares do Brasil (INB) Brasil telah memproduksi uranium yang diperkaya dalam jumlah kecil untuk konsumsi dalam negeri menggunakan sentrifus yang dikembangkan di dalam negeri sebagai bagian dari kegiatan yang lebih luas yang mencakup sebagian besar bagian depan siklus bahan bakar nuklir.

INB sedang merenovasi Pabrik Bahan Bakar Nuklir Resende (FCN) di Rio de Janeiro. Sasaran tahap pertama (2000-2023), yang telah selesai dengan sukses, adalah membangun kapasitas pengayaan yang cukup untuk memasok 70% kebutuhan unit Angra 1, sedangkan sasaran tahap kedua (2023-2037) adalah agar FCN memasok 100% pengayaan yang dibutuhkan untuk pabrik Angra (yaitu unit 1&2, ditambah unit 3 yang sedang dibangun).

Japan Nuclear Fuel Limited (JNFL) tengah meningkatkan kapasitas sentrifus di fasilitasnya di Rokkasho. JNFL memulai operasi komersial mesin baru tersebut pada tahun 2012 dan sejak saat itu telah memasang sekitar 75.000 SWU/tahun kapasitas. Kapasitas penuh yang direncanakan sebesar 1,5 juta SWU/tahun diharapkan akan terpasang pada tahun 2022 dan beroperasi pada tahun 2027, tetapi mengalami penundaan. Selanjutnya, 375.000 SWU/tahun diharapkan akan beroperasi pada tahun 2027.

India, Pakistan dan Iran memiliki kemampuan pengayaan sentrifus kecil, tetapi tidak menjual SWU secara komersial atau mengekspor ke pasar global.

Pada tahun 2022, pasar pengayaan terdampak oleh konflik Rusia-Ukraina. Banyak perusahaan utilitas, khususnya di Eropa dan AS, mencoba mendiversifikasi pasokan bahan bakar nuklir mereka atau bahkan membatalkan pengiriman bahan bakar dari Rusia. Dalam konteks ini, pada bulan Juli 2023, Urenco mengonfirmasi rencana untuk menambah kapasitas pengayaan baru sebesar 700.000 SWU/tahun di pabrik UUSA, dengan kaskade baru pertama mulai beroperasi pada tahun 2025. Orano tengah mempelajari kemungkinan untuk memperluas kapasitas pengayaannya.

=== Pemasok prospektif ===
**Centrus Energy Corporation** (sebelumnya USEC)  sedang membangun  Pabrik Sentrifus Amerika  di Piketon, Ohio, di lokasi Portsmouth yang sama tempat pabrik percobaan DOE beroperasi pada 1980-an sebagai puncak dari program R&D utama. Operasi mulai 2012 direncanakan, dengan biaya $3,5 miliar yang diperkirakan saat itu. Pabrik ini dirancang untuk memiliki kapasitas tahunan awal sebesar 3,8 juta SWU. Otorisasi untuk pengayaan hingga 10% dicari – sebagian besar pabrik pengayaan mengoperasikan hingga 5% produk U-235, yang menjadi kendala serius karena peningkatan pembakaran bahan bakar reaktor. Kaskade demonstrasi dimulai pada September 2007 dengan sekitar 20 mesin prototipe, dan kaskade utama sentrifus komersial mulai beroperasi pada Maret 2010. Ini adalah mesin yang sangat besar, setinggi 13 m, masing-masing dengan kapasitas sekitar 350 SWU/tahun dan memerlukan perawatan rutin. Seluruh proyek sebagian besar dihentikan pada bulan Juli 2009 sambil menunggu pendanaan lebih lanjut, meskipun rangkaian demonstrasi mulai beroperasi pada bulan Oktober 2013. Proyek ini dilisensikan untuk pengayaan 7 juta SWU/tahun hingga 10% U-235, tetapi operasinya dihentikan pada bulan Februari 2016.

Pada pertengahan tahun 2021, perusahaan ini memperoleh lisensi untuk memproduksi HALEU hingga 20%. Pada bulan November 2022, DOE memberikan dana bagi hasil sebesar $150 juta kepada Centrus untuk menyelesaikan kaskade, menyelesaikan langkah-langkah regulasi akhir, memulai pengoperasian kaskade, dan memproduksi hingga 20&nbsp;kg HALEU pada akhir tahun 2023 – produksi ini telah dilakukan pada bulan November 2023. Produksi diharapkan akan terus berlanjut pada tahun 2024 dengan laju 900&nbsp;kg HALEU per tahun. Namun pada bulan Februari 2024 diumumkan bahwa keterlambatan pasokan tabung 5B dari DOE akan mencegah pengiriman material sebanyak ini pada tahun 2024.

**Global Laser Enrichment** (**GLE**), sebuah usaha patungan Silex (51%) dan Cameco (49%), telah mengembangkan teknologi berbasis laser generasi berikutnya untuk aplikasi komersial potensial dalam pengayaan uranium, dengan opsi bagi Cameco untuk memperoleh kepemilikan mayoritas hingga 75%. Teknologi pengayaan uranium laser menyediakan eksitasi U-235 yang sangat selektif dalam UF 6 dan diharapkan lebih fleksibel dan hemat biaya daripada teknologi lainnya.

=== Pusat Pengayaan Internasional, Pendekatan Multilateral ===
Menyusul usulan dari Badan Tenaga Atom Internasional (IAEA) dan Rusia, dan sehubungan dengan Kemitraan Energi Nuklir Global (GNEP) yang dipimpin AS, telah ada gerakan untuk mendirikan pusat pengayaan uranium internasional. Ini adalah salah satu jenis pendekatan nuklir multilateral (MNA) yang diminta oleh IAEA. Sebagian dari motivasi pusat-pusat internasional adalah untuk membawa semua kapasitas pengayaan baru, dan mungkin akhirnya semua pengayaan, di bawah kendali internasional sebagai tindakan nonproliferasi. Apa tepatnya arti 'kendali' masih harus didefinisikan, dan tidak akan seragam dalam semua situasi. Namun, memiliki kepemilikan dan operasi yang dibagi di antara sejumlah negara setidaknya berarti bahwa ada tingkat pengawasan internasional yang tidak mungkin terjadi di fasilitas nasional yang sepenuhnya dimiliki dan dioperasikan oleh pemerintah.

Pusat internasional pertama adalah Pusat Pengayaan Uranium Internasional (IUEC) yang didirikan pada tahun 2007 oleh Rosatom di Angarsk, Siberia, dengan ekuitas Kazakhstan, Armenia, dan Ukraina sejauh ini. Sejak tahun 2012, IUEC telah memasok 60.000 SWU/tahun kepada pemegang sahamnya, State Concern Nuclear Fuel (Ukraina). Pusat ini terbuka bagi negara-negara lain yang memenuhi persyaratan Perjanjian Nonprofilerasi Nuklir (NPT). Secara terpisah, bank bahan bakar – cadangan kecil LEU untuk pasokan terjamin ke negara-negara lain atas permintaan IAEA – didirikan pada tahun 2010 di lokasi IUEC.

Dalam beberapa hal, hal ini sangat mirip dengan apa yang terjadi pada pengaturan Eurodif, di mana satu pabrik pengayaan besar di Prancis dengan lima pemilik (Prancis – 60%, Italia, Spanyol, Belgia, dan Iran) dioperasikan di bawah perlindungan IAEA oleh negara tuan rumah tanpa memberikan peserta akses apa pun ke teknologi tersebut – hanya beberapa hak untuk berbagi produk, dan bahkan itu dibatasi dalam kasus Iran. Komisi Energi Atom Prancis mengusulkan agar pabrik Georges Besse II baru yang menggantikan Eurodif harus terbuka untuk kemitraan internasional dengan dasar yang sama, dan saham minor di perusahaan operasi anak perusahaan Areva (sekarang Orano) Societe d'Enrichissement du Tricastin (SET) telah dijual ke GDF Suez (sekarang Engie), kemitraan Jepang, dan Korea Hydro and Nuclear Power (KHNP) – total 12%.

Pengaturan Urenco yang melibatkan tiga negara juga serupa, meskipun dengan lebih banyak pabrik di berbagai negara – Inggris, Belanda, dan Jerman – dan di sini teknologinya tidak tersedia untuk negara tuan rumah atau dapat diakses oleh pemegang ekuitas lainnya. Seperti Rusia dengan IUEC, Urenco (dimiliki oleh pemerintah tuan rumah Inggris dan Belanda plus E.On dan RWE di Jerman) telah mengatakan bahwa jika teknologinya digunakan di pusat-pusat internasional, teknologinya tidak akan dapat diakses. Pabrik barunya berada di AS, di mana pemerintah tuan rumah memiliki kendali regulasi tetapi tidak kendali manajemen.

== Unit Kerja Bahan Baku dan Pemisah ==
Bahan baku untuk pengayaan terdiri dari uranium heksafluorida (UF6) dari pabrik konversi. Setelah pengayaan, dua aliran UF6 terbentuk: 'produk' yang diperkaya yang mengandung konsentrasi U-235 yang lebih tinggi yang akan digunakan untuk membuat bahan bakar nuklir, dan 'ekor' yang mengandung konsentrasi U-235 yang lebih rendah, dan dikenal sebagai uranium terdeplesi (DU). Uji ekor (konsentrasi U-235) merupakan kuantitas penting karena secara tidak langsung menentukan jumlah pekerjaan yang perlu dilakukan pada kuantitas uranium tertentu untuk menghasilkan uji produk tertentu. Bahan baku mungkin memiliki konsentrasi U-235 yang bervariasi, tergantung pada sumbernya. Uranium alami akan memiliki konsentrasi U-235 sekitar 0,7%, sedangkan uranium daur ulang akan berada di sekitar 1% dan ekor untuk pengayaan ulang sering kali sekitar 0,25-0,30%.

Kapasitas pabrik pengayaan diukur dalam satuan 'unit kerja terpisah' atau SWU. SWU adalah satuan kompleks yang menunjukkan masukan energi relatif terhadap jumlah uranium yang diproses, tingkat pengayaannya (yaitu tingkat peningkatan konsentrasi isotop U-235 relatif terhadap sisanya) dan tingkat penipisan sisanya – disebut 'tailing'. Satuannya adalah: kilogram unit kerja terpisah, dan mengukur kuantitas kerja terpisah yang dilakukan untuk memperkaya sejumlah uranium tertentu dengan jumlah tertentu ketika kuantitas umpan dan produk dinyatakan dalam kilogram. Satuan 'ton SWU' juga digunakan.

Misalnya, untuk memproduksi satu kilogram uranium yang diperkaya hingga 5% U-235 dibutuhkan 7,9 SWU jika pabrik dioperasikan pada kadar tailing 0,25%, atau 8,9 SWU jika kadar tailing 0,20% (dengan demikian hanya dibutuhkan 9,4&nbsp;kg, bukan 10,4&nbsp;kg umpan U alami). Selalu ada trade-off antara biaya kadar SWU pengayaan dan biaya uranium.

Saat ini, 5% U-235 adalah tingkat pengayaan maksimum untuk bahan bakar yang digunakan dalam reaktor daya normal. Namun, terutama terkait dengan desain reaktor kecil yang baru, ada peningkatan minat pada tingkat pengayaan yang lebih tinggi. Komisi Pengaturan Nuklir AS telah menyetujui amendemen lisensi bagi Urenco USA untuk memperkaya hingga 5,5% U-235, dan berencana untuk mengajukan batas 10% pada tahun 2023. Pabrik Capenhurst milik Urenco di Inggris memiliki lisensi untuk memperkaya hingga 6%. Global Nuclear Fuel-Americas, pembuat bahan bakar GE Hitachi, telah mengajukan permohonan untuk menggunakan uranium yang diperkaya 8%. Orano mengatakan pada pertengahan tahun 2021 bahwa mereka sedang bersiap untuk mencapai 6% pada tahun 2023 dan merencanakan batas lisensi sebesar 10%. Pabrik Wilmington North Carolina yang direncanakan milik Global Laser Enrichment (lihat di bawah) memiliki lisensi untuk memperkaya hingga 8%. Rosatom telah mengatakan bahwa mereka dapat menyediakan tingkat pengayaan yang lebih tinggi dari 5%. Centrus di AS mendapat lisensi pada pertengahan 2021 untuk memproduksi hingga 600&nbsp;kg per tahun LEU dengan pengujian tinggi hingga 20% di pabrik sentrifus kecilnya.

LEU dengan uji kadar tinggi (HALEU) adalah antara 5% dan 20% U-235, dan kadar yang lebih tinggi dalam kisaran ini diperlukan untuk beberapa bahan bakar reaktor daya tingkat lanjut. Beberapa permintaan kecil sudah ada untuk reaktor penelitian. Namun bahan bakar HALEU tersebut paling baik diproduksi di lokasi tempat bahan bakar tersebut diubah dari fluorida dan dibuat menjadi bahan bakar, untuk menghindari perlunya paket transportasi khusus untuk HALEU UF 6. Untuk kadar pengayaan hingga 10%, yang disebut LEU+, wadah transportasi yang ada dapat dimodifikasi. Di atas 10%, HALEU memerlukan keamanan fisik yang ditingkatkan dan perizinan yang berbeda.

Peningkatan upaya yang relatif kecil yang diperlukan untuk mencapai peningkatan dari tingkat normal adalah alasan mengapa pabrik pengayaan dianggap sebagai teknologi sensitif dalam kaitannya dengan pencegahan proliferasi senjata, dan diawasi dengan sangat ketat berdasarkan perjanjian internasional. Ketika pengawasan pengamanan ini terganggu atau terhalang, seperti di Iran, timbul kekhawatiran.

Sekitar 140.000 SWU diperlukan untuk memperkaya muatan bahan bakar tahunan untuk reaktor air ringan 1000 MWe pada tingkat pengayaan yang lebih tinggi saat ini. Biaya pengayaan sebagian besar terkait dengan energi listrik yang digunakan. Proses difusi gas menghabiskan sekitar 2500 kWh (9000 MJ) per SWU, sementara pabrik sentrifus gas modern hanya membutuhkan sekitar 50 kWh (180 MJ) per SWU.

Pengayaan mencakup hampir setengah dari biaya bahan bakar nuklir dan sekitar 5% dari total biaya listrik yang dihasilkan. Di masa lalu, pengayaan juga mencakup dampak gas rumah kaca utama dari siklus bahan bakar nuklir, di mana listrik yang digunakan untuk pengayaan dihasilkan dari batu bara. Namun, pengayaan hanya berjumlah 0,1% dari karbon dioksida dari pembangkitan listrik bertenaga batu bara yang setara jika pabrik sentrifus gas modern digunakan.

Perusahaan utilitas yang membeli uranium dari tambang membutuhkan uranium yang diperkaya dalam jumlah tetap untuk membuat bahan bakar yang akan dimuat ke reaktor mereka. Jumlah uranium yang harus mereka suplai ke perusahaan pengayaan ditentukan oleh tingkat pengayaan yang dibutuhkan (% U-235) dan uji tail (juga % U-235). Ini adalah uji tail yang dikontrak atau transaksional, dan menentukan berapa banyak uranium alam yang harus dipasok untuk membuat sejumlah Produk Uranium yang Diperkaya (EUP) – uji tail yang lebih rendah berarti lebih banyak layanan pengayaan (terutama energi) yang harus diterapkan. Namun, pengaya memiliki beberapa fleksibilitas sehubungan dengan uji tail operasional di pabrik. Jika uji tail operasional lebih rendah dari uji yang dikontrak/transaksional, pengaya dapat menyisihkan sebagian uranium alam surplus, yang bebas untuk dijual (baik sebagai uranium alam atau sebagai EUP) atas namanya sendiri.

Hal ini dikenal sebagai underfeeding.* Perusahaan utilitas semakin berupaya mengendalikan fleksibilitas operasi ini dalam kontrak, dan mereka sendiri mendapatkan sebagian manfaat dari underfeeding. Situasi sebaliknya, di mana uji ekor operasional lebih tinggi, mengharuskan pengayaan untuk menambah uranium alam yang dipasok oleh utilitas dengan sebagian uraniumnya sendiri – ini disebut pemberian pakan berlebih.

Mengenai kekurangan pasokan (atau kelebihan pasokan), pengayaan akan mendasarkan keputusannya pada ekonomi pabrik bersama dengan harga uranium dan energi.  Laporan Bahan Bakar Nuklir 2021 dari Asosiasi Nuklir Dunia memperkirakan bahwa dengan kekurangan pasokan, pengayaan berpotensi menyumbang lebih dari 6000 tU/tahun ke pasar dunia hingga 2025 berdasarkan uji tailing khas Barat sebesar 0,22%, sebagian besar potensi ini di Rusia, di mana uji tailing biasanya sebesar 0,10% U-235.

Dengan berkurangnya permintaan uranium yang diperkaya setelah kecelakaan Fukushima, pabrik pengayaan terus beroperasi, karena mahalnya biaya untuk mematikan dan menghidupkan kembali sentrifus. Kelebihan hasil SWU dapat dijual, atau pabrik dapat kekurangan pasokan sehingga pengayaan berakhir dengan kelebihan uranium untuk dijual, atau dengan produk yang diperkaya untuk persediaannya sendiri dan penjualan selanjutnya. Dengan demikian, inersia proses pengayaan memperburuk kelebihan pasokan di pasar uranium dan menekan harga SWU (dari $160/SWU pada tahun 2010, harga spot pada Maret 2016 adalah $60, dan $92 pada Maret 2022).

Uranium alami biasanya dikirim ke pabrik pengayaan dalam tabung tipe 48Y, yang masing-masing berisi sekitar 12,5 ton uranium heksafluorida (8,4 tU). Tabung-tabung ini kemudian digunakan untuk penyimpanan DU jangka panjang, biasanya di lokasi pengayaan. Uranium yang diperkaya dikirim dalam tabung tipe 30B, yang masing-masing berisi 2,27 t UF6 (1,54 tU).

== Proses pengayaan ==
Sejumlah proses pengayaan telah didemonstrasikan secara historis atau di laboratorium, tetapi hanya dua, proses difusi gas dan proses sentrifus, yang telah beroperasi pada skala komersial. Sentrifugasi adalah satu-satunya proses pengayaan yang digunakan saat ini.

Dalam proses difusi gas dan sentrifus, gas UF 6  digunakan sebagai bahan umpan. Molekul UF 6  dengan atom U-235 sekitar satu persen lebih ringan daripada yang lain, dan perbedaan massa ini merupakan dasar dari kedua proses tersebut. Pemisahan isotop merupakan proses fisik. Satu proses kimia telah didemonstrasikan pada tahap pabrik percontohan tetapi tidak digunakan. Proses Chemex Prancis memanfaatkan perbedaan yang sangat kecil dalam kecenderungan kedua isotop untuk mengubah valensi dalam oksidasi/reduksi, memanfaatkan fase air (valensi III) dan organik (IV).

=== Proses sentrifus ===
Proses sentrifus gas pertama kali didemonstrasikan pada tahun 1940-an tetapi kemudian dikesampingkan demi proses difusi yang lebih sederhana. Proses ini kemudian dikembangkan dan mulai beroperasi pada tahun 1960-an sebagai teknologi pengayaan generasi kedua. Proses ini ekonomis dalam skala yang lebih kecil, misalnya di bawah 2 juta SWU/tahun, yang memungkinkan pengembangan bertahap pabrik yang lebih besar. Proses ini jauh lebih hemat energi daripada difusi, hanya membutuhkan sekitar 40-50 kWh per SWU. Semua fasilitas pengayaan yang beroperasi saat ini menggunakan proses sentrifus.

Seperti proses difusi, proses sentrifus menggunakan gas UF<sub>6</sub> sebagai umpannya dan memanfaatkan sedikit perbedaan massa antara U-235 dan U-238. Gas dimasukkan ke dalam serangkaian tabung vakum, masing-masing berisi rotor setinggi 3 hingga 5 meter dan diameter 20&nbsp;cm.* Sentrifus Eropa menghasilkan 40-100 SWU/tahun. Ketika rotor diputar cepat, pada 50.000 hingga 70.000 rpm, molekul yang lebih berat dengan U-238 meningkat konsentrasinya ke arah tepi luar silinder. Ada peningkatan konsentrasi molekul U-235 yang sesuai di dekat bagian tengah. Aliran arus berlawanan yang dibuat oleh gradien termal memungkinkan produk yang diperkaya ditarik secara aksial, molekul yang lebih berat di satu ujung dan yang lebih ringan di ujung lainnya.  Sentrifus buatan USEC tingginya lebih dari 12 m dan diameternya 40–50&nbsp;cm. Sentrifus buatan Rusia tingginya kurang dari satu meter. Sentrifus buatan China lebih besar, tetapi lebih pendek dari Urenco.

Gas yang diperkaya menjadi bagian dari umpan untuk tahap berikutnya sementara gas UF<sub>6</sub> yang telah habis kembali ke tahap sebelumnya. Uranium yang diperkaya dan yang telah habis akhirnya diambil dari kaskade pada pengujian yang diinginkan.

Untuk memperoleh pemisahan kedua isotop secara efisien, sentrifus berputar pada kecepatan yang sangat tinggi, dengan dinding luar silinder yang berputar bergerak pada kecepatan antara 400 dan 500 meter per detik untuk menghasilkan percepatan gravitasi sejuta kali lipat.

Meskipun kapasitas volume satu sentrifus jauh lebih kecil daripada satu tahap difusi, kemampuannya untuk memisahkan isotop jauh lebih besar. Tahap sentrifus biasanya terdiri dari sejumlah besar sentrifus yang paralel. Tahap-tahap tersebut kemudian disusun secara bertingkat mirip dengan tahap difusi. Namun, dalam proses sentrifus, jumlah tahap mungkin hanya 10 hingga 20, bukan seribu atau lebih untuk difusi. Sentrifus dirancang untuk beroperasi selama sekitar 25 tahun terus-menerus, dan tidak dapat diperlambat atau dimatikan dan dihidupkan kembali sesuai permintaan. Kaskade Barat dirancang untuk pengujian ekor 0,18 hingga 0,22%, kaskade Rusia untuk 0,10%.

Urenco Nederland menggunakan teknologi sentrifus untuk memproduksi berbagai isotop stabil untuk aplikasi medis, industri, dan penelitian. Urenco Stable Isotopes telah beroperasi selama lebih dari tiga dekade di Almelo. Sebuah kaskade baru yang diresmikan pada tahun 2021 dirancang untuk pengayaan berbagai isotop, termasuk kadmium, germanium, iridium, molibdenum, selenium, telurium, titanium, tungsten, xenon, dan seng.

=== Proses laser ===
Proses pengayaan laser telah menjadi fokus perhatian selama beberapa waktu. Proses ini merupakan teknologi generasi ketiga yang menjanjikan input energi yang lebih rendah, biaya modal yang lebih rendah, dan uji tail yang lebih rendah, sehingga memberikan keuntungan ekonomi yang signifikan. Salah satu proses ini hampir siap untuk penggunaan komersial. Proses laser terbagi dalam dua kategori: atomik dan molekuler.

Pengembangan Pemisahan Isotop Laser Uap Atom (AVLIS, dan SILVA Prancis) dimulai pada tahun 1970-an. Pada tahun 1985, Pemerintah AS mendukungnya sebagai teknologi baru untuk menggantikan pabrik difusi gasnya karena pabrik tersebut telah mencapai akhir masa ekonomisnya di awal abad ke-21. Namun, setelah menghabiskan sekitar US$ 2 miliar untuk R&D, teknologi tersebut ditinggalkan di AS dan digantikan oleh SILEX, sebuah proses molekuler. Pekerjaan Prancis pada SILVA dihentikan setelah program selama 4 tahun hingga tahun 2003 untuk membuktikan kelayakan ilmiah dan teknis dari proses tersebut. Sekitar 200&nbsp;kg uranium yang diperkaya 2,5% diproduksi dalam proses ini.

Proses uap atom bekerja berdasarkan prinsip foto-ionisasi, di mana laser yang kuat digunakan untuk mengionisasi atom-atom tertentu yang terdapat dalam uap logam uranium. (Sebuah elektron dapat dikeluarkan dari sebuah atom dengan cahaya pada frekuensi tertentu. Teknik laser untuk uranium menggunakan frekuensi yang disetel untuk mengionisasi atom U-235 tetapi tidak untuk atom U-238.) Ion-ion U-235 yang bermuatan positif kemudian tertarik ke pelat yang bermuatan negatif dan dikumpulkan. Teknik laser atom juga dapat memisahkan isotop plutonium.

Sebagian besar proses molekuler yang telah diteliti bekerja berdasarkan prinsip fotodisosiasi UF<sub>6</sub> menjadi padatan UF<sub>5</sub><sup>+</sup>, menggunakan radiasi laser yang disetel seperti di atas untuk memutus ikatan molekul yang mengikat salah satu dari enam atom fluorin ke atom U-235. Hal ini kemudian memungkinkan UF<sub>5</sub> yang terionisasi dipisahkan dari molekul UF<sub>6</sub> yang tidak terpengaruh yang mengandung atom U-238, sehingga tercapai pemisahan isotop.* Setiap proses yang menggunakan UF<sub>6</sub> lebih mudah masuk ke dalam siklus bahan bakar konvensional daripada proses atomik. Prinsip serupa dapat digunakan dalam memperkaya litium atom, dengan pemisahan magnetik atom-atom terionisasi, menghasilkan Li-7 murni.

Proses laser molekuler utama untuk memperkaya uranium adalah **SILEX**, yang menggunakan UF<sub>6</sub> dan sekarang dikenal sebagai Global Laser Enrichment (GLE). Pada tahun 2006 GE Energy menjalin kemitraan dengan Silex Systems Australia untuk mengembangkan proses SILEX generasi ketiga. Proses ini memungkinkan GE (sekarang GE Hitachi) untuk membangun di AS sebuah loop uji skala rekayasa, kemudian pabrik percontohan atau lead cascade, sebelum pindah ke pabrik komersial penuh. GLE sekarang akan memutuskan berdasarkan pertimbangan komersial apakah akan melanjutkan dengan fasilitas pengayaan skala penuh di Wilmington. Proyek ini dilisensikan untuk memperkaya hingga 8% U-235; pengayaan hingga hampir 20% U-235 direncanakan tetapi belum dilisensikan.

Selain pembayaran di muka dan pembayaran berikutnya sebesar $20 juta, perjanjian lisensi dengan GE akan menghasilkan royalti abadi sebesar 7-12%, jumlah pastinya bergantung pada biaya penerapan teknologi komersial serta beberapa pembayaran bertahap. Pada pertengahan tahun 2008 Cameco membeli proyek GLE, membayar $124 juta untuk 24% saham, bersama GE (51%) dan Hitachi (25%). (Sebelumnya, pada tahun 1996 USEC telah mengamankan hak untuk mengevaluasi dan mengembangkan SILEX untuk uranium tetapi keluar dari proyek tersebut pada tahun 2003.) Pada bulan April 2016 GE dan Hitachi memberitahukan niat mereka untuk keluar dari GLE, dan selama negosiasi berikutnya Silex mendanai 76% dari R&D GLE di Wilmington, North Carolina. Pada bulan Februari 2019, Silex Systems dan Cameco setuju untuk membeli 76% saham GLE milik GEH seharga US$ 20 juta dengan pembayaran tertunda, sehingga Cameco memegang 49% saham GLE dan Silex 51%. Cameco memiliki opsi untuk membeli tambahan 26% saham GLE. Perjanjian tersebut mengharuskan Silex dan Cameco membayar $300.000 per bulan untuk menyelesaikan pembangunan prototipe fasilitas pengayaan yang sebagian dibangun oleh GEH. Persetujuan akhir pemerintah AS untuk pembelian tersebut diberikan pada bulan Januari 2021. Silex mengatakan bahwa "peluang komersial Paducah merupakan jalur ideal menuju pasar untuk teknologi pengayaan laser SILEX kami yang disruptif."

Sebelumnya pada bulan Agustus 2013 GLE mengajukan proposal kepada DOE untuk membangun pabrik pengayaan laser senilai “$1 miliar” di Paducah, Kentucky untuk memperkaya tail dengan kadar tinggi (di atas 0,34% U-235) yang dimiliki oleh DOE ke tingkat uranium alami (0,7% U-235). Ada sekitar 115.000 ton di Paducah dan Portsmouth (di antara total 550.000 ton tail). Negosiasi dengan DOE berlanjut hingga tahun 2016, dan pada bulan November sebuah perjanjian ditandatangani dengan DOE untuk memasok sekitar 300.000 ton tail dengan kadar tinggi, yang membenarkan pembangunan oleh GLE dari Fasilitas Pengayaan Laser Paducah (PLEF). PLEF akan menjadi fasilitas produksi pengayaan uranium komersial di bawah lisensi NRC AS, yang memproduksi sekitar 100.000 ton uranium tingkat alami selama 40 tahun atau lebih. DOE akan membuang saldo uji yang dikurangi. Ukuran pabrik diperkirakan 0,5 hingga 1,0 juta SWU/tahun, karena pembelian DU tidak boleh melebihi 2000 ton/tahun setara uranium alam.

Pada pertengahan tahun 2009, GEH menyerahkan bagian terakhir dari permohonan lisensi untuk pabrik GLE di Wilmington, dan setelah meninjau ketentuan perlindungan fisik bahan nuklir khusus dan materi rahasia, pengendalian dan akuntansi material, ditambah peninjauan lebih lanjut oleh Dewan Perizinan dan Keselamatan Atom NRC, lisensi penuh untuk membangun dan mengoperasikan pabrik hingga 6 juta SWU/tahun diterbitkan pada bulan September 2012.

Sementara itu, GLE tengah menyelesaikan program uji coba, yang tahap awalnya berhasil memenuhi kriteria kinerja, dan desain rekayasa untuk fasilitas komersial pun dimulai. GLE mengoperasikan uji coba di fasilitas fabrikasi bahan bakar Global Nuclear Fuel di Wilmington, Carolina Utara (GNF merupakan usaha patungan yang dipimpin GE dengan Toshiba dan Hitachi). Pada bulan Oktober 2021, modul sistem laser skala penuh pertama berhasil menyelesaikan pengujian awal di fasilitas Lucas Heights milik Silex di Sydney.

GLE berencana untuk menyelesaikan proyek demonstrasi percontohan komersial pada pertengahan tahun 2020-an, yang setelahnya penilaian kelayakan akan dilakukan untuk Fasilitas Pengayaan Laser Paducah (PLEF) yang diusulkan, yang diharapkan GLE dapat digunakan untuk memproduksi uranium tingkat alam pada tahun 2030.

Aplikasi untuk isotop stabil silikon dan zirkonium juga sedang dikembangkan oleh Silex Systems di dekat Sydney.

**CRISLA*' adalah proses pemisahan isotop laser molekuler lainnya yang merupakan tahap awal pengembangan. Dalam proses ini, gas disinari dengan laser pada panjang gelombang tertentu yang hanya akan mengeksitasi isotop U-235. Seluruh gas mengalami suhu rendah yang cukup untuk menyebabkan kondensasi pada permukaan dingin atau koagulasi dalam gas yang tidak terionisasi. Molekul yang tereksitasi dalam gas tidak mungkin terkondensasi seperti molekul yang tidak tereksitasi. Oleh karena itu, dalam kondensasi dinding dingin, gas yang ditarik keluar dari sistem diperkaya dengan isotop U-235 yang dieksitasi laser. NeuTrek, perusahaan pengembang, bertujuan untuk membangun pabrik percontohan di AS.

=== Proses difusi gas ===
Proses difusi gas yang membutuhkan banyak energi untuk pengayaan uranium tidak lagi digunakan dalam industri nuklir. Proses ini melibatkan pemaksaan gas uranium heksafluorida di bawah tekanan melalui serangkaian membran atau diafragma berpori. Karena molekul U-235 lebih ringan daripada molekul U-238, molekul tersebut bergerak lebih cepat dan memiliki peluang yang sedikit lebih baik untuk melewati pori-pori di membran. Dengan demikian, UF6 yang  berdifusi melalui membran sedikit diperkaya, sementara gas yang tidak lolos terkuras dalam U-235.

Proses ini diulang berkali-kali dalam serangkaian tahap difusi yang disebut kaskade. Setiap tahap terdiri dari kompresor, diffuser, dan penukar panas untuk menghilangkan panas kompresi. Produk UF6 yang diperkaya ditarik  dari salah satu ujung kaskade dan UF6 yang terkuras dikeluarkan  di ujung lainnya. Gas harus diproses melalui sekitar 1400 tahap untuk memperoleh produk dengan konsentrasi 3-4% U-235. Pabrik difusi biasanya memiliki sedikit pemisahan melalui satu tahap (sehingga jumlah tahapnya banyak) tetapi mampu menangani gas dalam volume besar.

Pengayaan uranium komersial pertama kali dilakukan melalui proses difusi di AS, di Oak Ridge, Tennessee. Proses ini juga digunakan di Rusia, Inggris, Prancis, Tiongkok, dan Argentina, tetapi hanya dalam skala yang signifikan di AS dan Prancis dalam beberapa tahun terakhir. Rusia menghentikan proses ini pada tahun 1992 dan pabrik difusi terakhir adalah fasilitas Paducah milik USEC, yang ditutup pada pertengahan tahun 2013. Pabrik ini sangat boros energi, membutuhkan sekitar 2400 kWh per SWU*. USEC mengatakan bahwa listrik menyumbang 70% dari biaya produksi di Paducah, yang merupakan pabrik besar terakhir dari tiga pabrik besar di AS yang awalnya dikembangkan untuk program senjata dan memiliki kapasitas sekitar 8 juta SWU per tahun. Pabrik ini digunakan untuk memperkaya beberapa tail dengan uji kadar tinggi sebelum akhirnya ditutup setelah beroperasi selama 60 tahun. Di Tricastin, di Prancis selatan, pabrik difusi yang lebih modern dengan kapasitas 10,8 juta kg SWU per tahun telah beroperasi sejak tahun 1979 (lihat foto di bawah). Pabrik Georges Besse I ini dapat memproduksi uranium yang diperkaya 3,7% per tahun untuk bahan bakar sekitar sembilan puluh reaktor nuklir 1000 MWe. Pabrik ini ditutup pada pertengahan tahun 2012, setelah beroperasi terus-menerus selama 33 tahun. Penggantinya (GB II, pabrik sentrifus) telah mulai beroperasi. Diperkirakan bahwa 7% dari total permintaan listrik AS berasal dari pabrik pengayaan pada puncak Perang Dingin, ketika 90% U-235 dibutuhkan, dan bukan dari mutu reaktor sebesar 3-4% untuk pembangkit listrik.

Dalam beberapa tahun terakhir, proses difusi gas telah mencapai sekitar 25% dari kapasitas pengayaan dunia. Akan tetapi, meskipun terbukti tahan lama dan andal, pabrik difusi gas telah mencapai akhir masa pakai rancangannya dan teknologi pengayaan sentrifus yang jauh lebih hemat energi telah menggantikannya.

=== Proses elektromagnetik ===
Upaya yang sangat awal adalah proses pemisahan isotop elektromagnetik (EMIS) menggunakan kalutron. Proses ini dikembangkan pada awal tahun 1940-an dalam Proyek Manhattan untuk membuat uranium yang sangat diperkaya yang digunakan dalam bom Hiroshima, tetapi segera ditinggalkan setelahnya. Namun, proses ini muncul kembali sebagai pendorong utama program pengayaan uranium rahasia Irak untuk senjata yang ditemukan pada tahun 1992. EMIS menggunakan prinsip yang sama seperti spektrometer massa (meskipun dalam skala yang jauh lebih besar). Ion uranium-238 dan uranium-235 dipisahkan karena keduanya menggambarkan busur dengan jari-jari yang berbeda saat bergerak melalui medan magnet. Proses ini sangat intensif energi – sekitar sepuluh kali lipat dari difusi.

=== Proses aerodinamis ===
Dua proses aerodinamis dibawa ke tahap demonstrasi sekitar tahun 1970-an. Salah satunya adalah proses nosel jet, dengan pabrik demonstrasi dibangun di Brasil, dan yang lainnya adalah proses tabung pusaran Helikon yang dikembangkan di Afrika Selatan. Keduanya tidak digunakan sekarang, meskipun yang terakhir adalah cikal bakal R&D baru. Mereka bergantung pada aliran gas berkecepatan tinggi yang membawa UF6 yang dibuat berputar melalui radius yang sangat kecil, yang menyebabkan gradien tekanan yang mirip dengan yang ada di sentrifus. Fraksi ringan dapat diekstraksi ke arah pusat dan fraksi berat di luar. Ribuan tahap diperlukan untuk menghasilkan produk yang diperkaya untuk reaktor. Kedua proses tersebut membutuhkan banyak energi - lebih dari 3000 kWh/SWU. Pabrik Helikon Z pada awal 1980-an tidak berorientasi komersial dan memiliki kapasitas kurang dari 500.000 SWU/tahun. Itu membutuhkan sekitar 10.000 kWh/SWU.

Proses Pemisahan Aerodinamis (ASP) yang dikembangkan oleh Klydon di Afrika Selatan menggunakan sentrifus dinding stasioner serupa dengan UF6 yang disuntikkan secara tangensial. Proses ini didasarkan pada Helikon tetapi menunggu otorisasi regulasi, proses ini belum diuji pada UF6 - hanya isotop ringan seperti silikon. Namun, dengan mengekstrapolasi dari hasil di sana, proses ini diharapkan memiliki faktor pengayaan di setiap unit sebesar 1,10 (bandingkan 1,03 di Helikon) dengan sekitar 500 kWh/SWU dan pengembangannya ditujukan untuk faktor pengayaan 1,15 dan kurang dari 500 kWh/SWU. Proyeksi memberikan biaya pengayaan di bawah $100/SWU, dengan pembagian ini secara merata antara modal, operasi, dan masukan energi.

Satu proses kimia telah didemonstrasikan pada tahap pabrik percontohan tetapi tidak digunakan. Proses Chemex Prancis memanfaatkan perbedaan yang sangat kecil dalam kecenderungan kedua isotop untuk mengubah valensi dalam oksidasi/reduksi, memanfaatkan fase air (valensi III) dan organik (IV).

=== Pengayaan uranium yang diproses ulang ===
Di beberapa negara, bahan bakar bekas diproses ulang untuk memperoleh kembali uranium dan plutoniumnya, dan untuk mengurangi volume akhir limbah tingkat tinggi. Plutonium biasanya segera didaur ulang menjadi bahan bakar oksida campuran (MOX), dengan mencampurnya dengan uranium yang telah terdeplesi.

Jika uranium yang diperoleh dari pemrosesan ulang bahan bakar nuklir bekas (RepU) akan digunakan kembali, uranium tersebut perlu dikonversi dan diperkaya kembali. Hal ini menjadi rumit karena adanya pengotor dan khususnya dua isotop baru: U-232 dan U-236, yang terbentuk oleh atau setelah penangkapan neutron dalam reaktor, dan meningkat dengan tingkat pembakaran yang lebih tinggi. U-232 sebagian besar merupakan produk peluruhan Pu-236, dan meningkat seiring waktu penyimpanan dalam bahan bakar bekas, mencapai puncaknya sekitar sepuluh tahun. Keduanya meluruh jauh lebih cepat daripada U-235 dan U-238, dan salah satu produk turunan U-232 memancarkan radiasi gamma yang sangat kuat, yang berarti bahwa perisai diperlukan dalam setiap pabrik yang menangani material dengan lebih dari sedikit jejaknya. U-236 adalah penyerap neutron yang menghambat reaksi berantai, dan berarti bahwa tingkat pengayaan U-235 yang lebih tinggi diperlukan dalam produk untuk mengimbanginya. Untuk reaktor Borssele Belanda yang biasanya menggunakan bahan bakar yang diperkaya 4,4%, uranium yang diproses ulang yang diperkaya terkompensasi (c-ERU) diperkaya 4,6% untuk mengompensasi U-236. Karena lebih ringan, kedua isotop cenderung terkonsentrasi pada keluaran yang diperkaya (daripada yang terkuras), jadi uranium yang diproses ulang yang diperkaya kembali untuk bahan bakar harus dipisahkan dari uranium segar yang diperkaya. Kehadiran U-236 khususnya berarti bahwa sebagian besar uranium yang diproses ulang hanya dapat didaur ulang satu kali - pengecualian utama adalah di Inggris dengan bahan bakar AGR yang terbuat dari uranium Magnox daur ulang yang diproses ulang. U-234 juga hadir dalam RepU, tetapi sebagai pemancar alfa, hal itu tidak menimbulkan masalah tambahan. Jejak beberapa produk fisi seperti Tc-99 juga dapat terbawa.

Semua pertimbangan ini berarti bahwa hanya RepU dari bahan bakar bekas yang diperkaya rendah dan bermasa bakar rendah yang biasanya didaur ulang secara langsung melalui pabrik pengayaan. Misalnya, sekitar 16.000 ton RepU dari reaktor Magnox* di Inggris telah digunakan untuk membuat sekitar 1650 ton bahan bakar AGR yang diperkaya, melalui dua pabrik pengayaan. Jumlah yang jauh lebih kecil telah digunakan di tempat lain, di Prancis dan Jepang. Beberapa pengayaan ulang, misalnya untuk bahan bakar Swiss, Jerman, dan Rusia, sebenarnya dilakukan dengan mencampur RepU dengan HEU.

Karena bahan bakar Magnox tidak diperkaya sejak awal, bahan bakar ini sebenarnya dikenal sebagai uranium Magnox yang terdeplesi (MDU). Bahan bakar ini diuji dengan kadar U-235 sekitar 0,4% dan diubah menjadi UF6, diperkaya hingga 0,7% di pabrik difusi Capenhurst milik BNFL dan kemudian diperkaya hingga 2,6% hingga 3,4% di pabrik sentrifus milik Urenco. Hingga pertengahan tahun 1990-an, sekitar 60% dari semua bahan bakar AGR dibuat dari MDU dan jumlahnya sekitar 1650 ton LEU. Daur ulang MDU dihentikan pada tahun 1996 karena faktor ekonomi.

Secara teori, proses laser akan ideal untuk memperkaya RepU karena akan mengabaikan semuanya kecuali U-235 yang diinginkan, tetapi hal ini masih harus dibuktikan dengan umpan yang diproses ulang.

Sisa-sisa dari pengayaan uranium yang diproses ulang tetap menjadi milik pengaya. Sebagian uranium daur ulang telah diperkaya oleh Tenex di Seversk untuk Areva, berdasarkan kontrak sepuluh tahun tahun 1991 yang mencakup sekitar 500 ton UF<sub>6</sub>. Laporan media Prancis pada tahun 2009 yang menuduh bahwa limbah dari pembangkit listrik tenaga nuklir Prancis disimpan di Seversk ternyata merujuk pada sisa-sisa dari sini.

== Pengayaan sisa tailing uranium yang terdeplesi ==
Kegiatan pengayaan awal sering kali meninggalkan sisa-sisa uranium yang terkuras dengan sekitar 0,30% U-235, dan ada puluhan ribu ton sisa-sisa ini yang berada di sekitar sebagai milik perusahaan pengayaan. Dengan berakhirnya pengayaan militer, khususnya di Rusia, ada banyak kapasitas cadangan yang tidak digunakan. Akibatnya, sejak pertengahan 1990-an beberapa sisa-sisa dengan uji tertinggi telah dikirim ke Rusia oleh Areva dan Urenco untuk pengayaan ulang oleh Tenex. Namun, pengaturan ini berakhir pada tahun 2010, meskipun Tenex dapat terus memperkaya kembali sisa-sisa uranium Rusia. Tenex sekarang memiliki semua sisa uranium dari pengayaan ulang sekunder itu, dan dikatakan hanya mengandung sekitar 0,10% U-235.

=== Setelah pengayaan ===
UF6 yang diperkaya diubah menjadi UO2 dan dibuat menjadi pelet bahan bakar – yang pada akhirnya berupa keramik sinter, yang dibungkus dalam tabung logam untuk membentuk batang bahan bakar, biasanya panjangnya mencapai empat meter. Sejumlah batang bahan bakar membentuk rakitan bahan bakar, yang siap dimuat ke dalam reaktor nuklir. Lihat makalah Fabrikasi Bahan Bakar.

== Masalah Lingkungan ==
Dengan pengecualian kecil dari uranium yang diproses ulang, pengayaan hanya melibatkan bahan radioaktif alami yang berumur panjang; tidak ada pembentukan produk fisi atau penyinaran bahan, seperti dalam reaktor. Umpan, produk, dan bahan yang terkuras semuanya dalam bentuk UF<sub>6</sub>, meskipun uranium yang terkuras dapat disimpan dalam jangka panjang sebagai U<sub>3</sub>O<sub>8</sub> yang lebih stabil.

Uranium hanya bersifat radioaktif lemah, dan toksisitas kimianya – khususnya sebagai UF<sub>6</sub> – lebih signifikan daripada toksisitas radiologisnya. Oleh karena itu, tindakan perlindungan yang diperlukan untuk pabrik pengayaan serupa dengan yang diambil oleh industri kimia lain yang terkait dengan produksi bahan kimia terfluorinasi.

[[Uranium heksafluorida]] membentuk material yang sangat [[korosif]] (HF – [[asam hidrofluorat]]) saat terkena [[uap air]], oleh karena itu kebocoran apa pun tidak diinginkan. Oleh karena itu:
* di hampir semua area pabrik sentrifus, tekanan gas UF<sub>6</sub> dipertahankan di bawah tekanan atmosfer sehingga kebocoran apa pun hanya akan mengakibatkan aliran masuk;
* penahanan ganda disediakan untuk beberapa area yang memerlukan tekanan lebih tinggi;
* limbah dan gas buangan dikumpulkan dan diolah dengan tepat.

== Lihat pula ==
* [[Program Nuklir Indonesia]]
* [[Reaktor nuklir]]
* [[Reaktor air didih]], BWR
* [[Reaktor air didih lanjut]], ABWR
* [[Reaktor air bertekanan]], PWR
* [[Reaktor berpendingin metal cair]]
* [[Kapal pemecah es bertenaga nuklir]]
* [[VVER]]
* [[APR-1400]]

== Referensi ==


== Pranala luar ==

* [http://alsos.wlu.edu/qsearch.aspx?browse=science/Enriching+Uranium Annotated bibliography on enriched uranium from the Alsos Digital Library for Nuclear Issues] 
* [http://www.silex.com.au Silex Systems Ltd]
* [http://world-nuclear.org/info/inf28.html Uranium Enrichment] , World Nuclear Association
* [http://www.fas.org/sgp/othergov/doe/heu/index.html Overview and history of U.S. HEU production]
* [http://www.huliq.com/tags/uranium-enrichment News Resource on Uranium Enrichment] 
* [http://www.chemcases.com/nuclear/nc-07.htm Nuclear Chemistry-Uranium Enrichment] 
* [http://www.neimagazine.com/story.asp?storyCode=2050947 A busy year for SWU (a 2008 review of the commercial enrichment marketplace)], Nuclear Engineering International, 1 September 2008
* [http://books.sipri.org/product_info?c_product_id=286 *Uranium Enrichment and Nuclear Weapon Proliferation,'' by Allan S. Krass, Peter Boskma, Boelie Elzen and Wim A. Smit, 296 pp., Published for SIPRI by Taylor and Francis Ltd, London, 1983] 
* How do you enrich Uranium?