stanford-oval/wikipedia huggingface dataset:
Pengayaan uranium

Halaman ini tentang proses pengayaan. Untuk zat terproduski oleh proses ini lihat halaman uranium yang diperkaya.
Perbedaan antara uranium-238 (biru) dan uranium-235 (merah) yang ditemukan di alam dengan uranium yang telah diperkaya
Pengayaan uranium adalah proses fisika pemisahan isotop yang menghasilkan uranium dengan persentase komposisi uranium-235 (ditulis 235U) yang lebih tinggi dari uranium murni. Uranium murni mengandung sekitar 99,28% isotop 238U, 0,71% isotop 235U, dan sisanya berisi isotop 234U. Isotop 235U adalah satu-satunya nuklida yang bersifat fisil dengan neutron termal.
Pengayaan uranium adalah komponen penting dalam 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 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.
238U 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 anorganik dengan rumus UF6. Uranium heksafluorida adalah padatan putih volatil yang dapat bereaksi dengan air, melepaskan asam fluorida korosif. Senyawa ini bereaksi ringan dengan aluminium, membentuk lapisan permukaan tipis AlF3 yang menahan reaksi lebih lanjut dari senyawa ini. UF
6 digunakan dalam proses pengayaan uranium, yang menghasilkan bahan bakar untuk reaktor nuklir dan senjata nuklir.
Uranium heksafluorida > Proses konversi

Honeywell Uranium Hexafluoride Processing Facility, adalah fasilitas konversi uranium, terletak 1,9 mil (3 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 UF6 di satu fasilitas dan juga menghasilkan tingkat kemurnian UF6 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
Hidrofluorisasi
UO2 yang dihasilkan dari tahap reduksi sebelumnya kemudian diubah menjadi zat antara uranium tetrafluorida (Garam Hijau) dan pengotor tambahan dikeluarkan dari sistem.
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. UF6 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 UF6 99,99% atau lebih.
Tingkat > Slightly Enriched Uranium

Slightly enriched uranium (SEU) memiliki konsentrasi 235U 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.[butuh rujukan]
Tingkat > Reprocessed Uranium

Artikel utama: 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 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.
Tingkat > Low Enriched Uranium

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

Highly enriched uranium (HEU) memiliki konsentrasi 235U atau 233U lebih dari 20%. Fisi uranium di senjata nuklir primer biasanya berisi 85% atau lebih 235U yang dikenal sebagai weapon(s)-grade, meskipun secara teoretis untuk desain implosi, minimal 20% bisa (disebut weapon(s)-usable) walaupun hal itu akan memerlukan ratusan kilogram bahan dan ''tidak akan praktis untuk desain''; pengayaan lebih rendah mungkin secara hipotesis, tetapi sebagai pengayaan persentase pengurangan massa kritis untuk moderator neutron cepat meningkat, dengan misalnya, massa tak terbatas 5,4% 235U 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 235U menghambat pelarian reaksi nuklir berantai yang bertanggung jawab atas kekuatan senjata.
Uranium dioksida
Pelet uranium dioksida yang disinter
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.
Pengayaan uranium di dunia > 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 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 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.
Pengayaan uranium di dunia > 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.
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 pengayaan > 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 6 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 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 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 6 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 pengayaan > 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 pengayaan > 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.