Uranio enriquecido

Uranio enriquecido es un tipo de uranio en el que la composición porcentual de uranio-235 (escrito ²³⁵U) se ha incrementado mediante el proceso de separación de isótopos. El uranio natural se compone de tres isótopos principales: uranio-238 (²³⁸U con 99,2739–99,2752 % de abundancia natural), uranio-235 (²³⁵U, 0,7198–0,7202 %) y uranio-234 (²³⁴U, 0,0050–0,0059 %). ²³⁵U es el único nucleido existente en la naturaleza (en cualquier cantidad apreciable) que es fisionable con neutrones térmicos.

Proporciones de uranio-238 (azul) y uranio-235 (rojo) encontrados en grados naturales versus enriquecidos

El uranio enriquecido es un componente fundamental tanto para la generación de energía nuclear civil como para las armas nucleares militares. La Agencia Internacional de Energía Atómica intenta monitorear y controlar los suministros y procesos de uranio enriquecido en sus esfuerzos por garantizar la seguridad en la generación de energía nuclear y frenar la proliferación de armas nucleares.

Hay alrededor de 2000 toneladas de uranio altamente enriquecido en el mundo, producido principalmente para energía nuclear, armas nucleares, propulsión naval y cantidades más pequeñas para reactores de investigación.

El ²³⁸U que queda después del enriquecimiento se conoce como uranio empobrecido (DU) y es considerablemente menos radiactivo que incluso el uranio natural, aunque sigue siendo muy denso. El uranio empobrecido se utiliza como material de protección contra la radiación y para armas que penetran armaduras.

Calificaciones

El uranio, tal como se toma directamente de la Tierra, no es adecuado como combustible para la mayoría de los reactores nucleares y requiere procesos adicionales para que sea utilizable (el diseño CANDU es una notable excepción). El uranio se extrae bajo tierra oa cielo abierto, según la profundidad a la que se encuentre. Después de extraer el mineral de uranio, debe pasar por un proceso de molienda para extraer el uranio del mineral.

Esto se logra mediante una combinación de procesos químicos en los que el producto final es óxido de uranio concentrado, conocido como "torta amarilla", que contiene aproximadamente un 80 % de uranio, mientras que el mineral original normalmente contiene tan solo un 0,1 %. uranio.

Después de completar el proceso de molienda, el uranio debe someterse a un proceso de conversión, ya sea en dióxido de uranio, que puede usarse como combustible para aquellos tipos de reactores que no requieren uranio enriquecido, o en hexafluoruro de uranio, que puede enriquecerse para producir combustible para la mayoría de los tipos de reactores". El uranio natural está hecho de una mezcla de ²³⁵U y ²³⁸U. El ²³⁵U es fisionable, lo que significa que se divide fácilmente con neutrones mientras que el resto es ²³⁸U, pero en la naturaleza, más del 99 % del mineral extraído es ²³⁸U. La mayoría de los reactores nucleares requieren uranio enriquecido, que es uranio con concentraciones más altas de ²³⁵U que oscilan entre el 3,5 % y el 4,5 % (aunque algunos diseños de reactores que utilizan un moderador de grafito o agua pesada, como el RBMK y el CANDU, son capaces de operar con uranio natural como combustible). Hay dos procesos comerciales de enriquecimiento: difusión gaseosa y centrifugación de gas. Ambos procesos de enriquecimiento implican el uso de hexafluoruro de uranio y producen óxido de uranio enriquecido.

Un tambor de torta amarilla (una mezcla de precipitaciones de uranio)

Uranio reprocesado (RepU)

El uranio reprocesado (RepU) es un producto de los ciclos del combustible nuclear que implican el reprocesamiento nuclear del combustible gastado. El RepU recuperado del combustible gastado de un reactor de agua ligera (LWR) normalmente contiene un poco más de ²³⁵U que el uranio natural y, por lo tanto, podría usarse para alimentar reactores que habitualmente usan uranio natural como combustible, como los reactores CANDU. También contiene el isótopo indeseable uranio-236, que se somete a la captura de neutrones, desperdiciándolos (y requiriendo un mayor enriquecimiento de ²³⁵U) y creando neptunio-237, que sería uno de los radionucleidos más móviles y problemáticos en almacenamiento geológico profundo de desechos nucleares.

Uranio de bajo enriquecimiento (LEU)

El uranio poco enriquecido (LEU) tiene una concentración inferior al 20 % de ²³⁵U; por ejemplo, en los LWR comerciales, los reactores de potencia más importantes del mundo, el uranio se enriquece entre un 3 % y un 5 % ²³⁵U. Uranio ligeramente enriquecido (SEU) tiene una concentración inferior al 2 % ²³⁵U.

El LEU de ensayo alto (HALEU) está enriquecido del 5 al 20 %. El LEU fresco que se utiliza en los reactores de investigación suele estar enriquecido entre un 12 y un 19,75 % de ²³⁵U; esta última concentración se utiliza para reemplazar los combustibles de UME cuando se convierte a LEU.

Uranio altamente enriquecido (UME)

Un billete de metal de uranio altamente enriquecido

Uranio altamente enriquecido (HEU) tiene una concentración de ²³⁵U del 20 % o más. El uranio fisionable en las armas nucleares primarias suele contener un 85 % o más de ²³⁵U, lo que se conoce como grado para armas, aunque teóricamente para un diseño de implosión, un mínimo del 20 % podría ser suficiente (llamado utilizable para armas) aunque requeriría cientos de kilogramos de material y "no sería práctico de diseñar"; hipotéticamente es posible incluso un enriquecimiento menor, pero a medida que el porcentaje de enriquecimiento disminuye, la masa crítica para los neutrones rápidos no moderados aumenta rápidamente, por ejemplo, se requiere una masa infinita de 5,4 % ²³⁵U. Para los experimentos de criticidad, se ha logrado un enriquecimiento de uranio a más del 97%.

La primera bomba de uranio, Little Boy, lanzada por Estados Unidos sobre Hiroshima en 1945, utilizó 64 kilogramos de uranio enriquecido al 80 %. Envolver el núcleo fisionable del arma en un reflector de neutrones (que es estándar en todos los explosivos nucleares) puede reducir drásticamente la masa crítica. Debido a que el núcleo estaba rodeado por un buen reflector de neutrones, en el momento de la explosión comprendía casi 2,5 masas críticas. Los reflectores de neutrones, que comprimen el núcleo fisionable a través de la implosión, el refuerzo de la fusión y el 'apisonamiento', que ralentiza la expansión del núcleo de fisión con inercia, permiten diseños de armas nucleares que utilizan menos de lo que sería crítico para una esfera desnuda. masa a densidad normal. La presencia de demasiado isótopo ²³⁸U inhibe la reacción nuclear en cadena desbocada que es responsable del poder del arma. La masa crítica para el uranio altamente enriquecido al 85 % es de unos 50 kilogramos (110 lb), que con una densidad normal sería una esfera de unos 17 centímetros (6,7 pulgadas) de diámetro.

Las armas nucleares estadounidenses posteriores generalmente usan plutonio-239 en la etapa primaria, pero la etapa secundaria de envoltura o manipulación, que es comprimida por la explosión nuclear primaria, a menudo usa UME con un enriquecimiento de entre 40 % y 80 %. junto con el deuteruro de litio combustible de fusión. Para la secundaria de un arma nuclear grande, la mayor masa crítica de uranio menos enriquecido puede ser una ventaja, ya que permite que el núcleo en el momento de la explosión contenga una mayor cantidad de combustible. No se dice que el ²³⁸U sea fisionable, pero aun así es fisionable por neutrones rápidos (>2 MeV) como los que se producen durante la fusión D-T.

HEU también se utiliza en reactores de neutrones rápidos, cuyos núcleos requieren un 20 % o más de material fisionable, así como en reactores navales, donde a menudo contiene al menos un 50 % de ²³⁵U, pero normalmente no supera el 90%. El prototipo de reactor rápido comercial Fermi-1 utilizó UME con un 26,5 % de ²³⁵U. Se utilizan cantidades significativas de UME en la producción de isótopos médicos, por ejemplo, molibdeno-99 para generadores de tecnecio-99m.

Métodos de enriquecimiento

La separación de isótopos es difícil porque dos isótopos del mismo elemento tienen propiedades químicas casi idénticas y solo se pueden separar gradualmente utilizando pequeñas diferencias de masa. (²³⁵U es solo un 1,26 % más ligero que ²³⁸U). Este problema se agrava porque el uranio rara vez se separa en su forma atómica, sino como un compuesto (²³⁵UF₆ es solo un 0,852 % más ligero que ²³⁸UF₆). Una cascada de etapas idénticas produce concentraciones cada vez más altas de ²³⁵U. Cada etapa pasa un producto ligeramente más concentrado a la siguiente etapa y devuelve un residuo ligeramente menos concentrado a la etapa anterior.

Actualmente existen dos métodos comerciales genéricos empleados internacionalmente para el enriquecimiento: difusión gaseosa (denominada primera generación) y centrifugación de gas (segunda generación), que consume solo 2 % a 2.5% tanta energía como la difusión gaseosa (al menos un "factor de 20" más eficiente). Se están realizando algunos trabajos que utilizarían resonancia nuclear; sin embargo, no hay evidencia confiable de que ningún proceso de resonancia nuclear se haya escalado hasta la producción.

Técnicas de difusión

Difusión gaseosa

Difusión venosa utiliza membranas semipermeables para separar uranio enriquecido

La difusión gaseosa es una tecnología que se utiliza para producir uranio enriquecido forzando hexafluoruro de uranio gaseoso (hex) a través de membranas semipermeables. Esto produce una ligera separación entre las moléculas que contienen ²³⁵U y ²³⁸U. A lo largo de la Guerra Fría, la difusión gaseosa desempeñó un papel importante como técnica de enriquecimiento de uranio y, en 2008, representó aproximadamente el 33 % de la producción de uranio enriquecido, pero en 2011 se consideró una tecnología obsoleta que está siendo reemplazada constantemente por las generaciones posteriores de tecnología. a medida que las plantas de difusión llegan al final de su vida útil. En 2013 dejó de funcionar la planta de Paducah en EE. UU., fue la última planta comercial de difusión gaseosa de ²³⁵U del mundo.

Difusión térmica

La difusión térmica utiliza la transferencia de calor a través de un líquido o gas delgado para lograr la separación de isótopos. El proceso aprovecha el hecho de que las moléculas de gas de ²³⁵U más ligeras se difundirán hacia una superficie caliente, y las moléculas de gas de ²³⁸U más pesadas se difundirán hacia una superficie fría. La planta S-50 en Oak Ridge, Tennessee, se utilizó durante la Segunda Guerra Mundial para preparar material de alimentación para el proceso EMIS. Se abandonó en favor de la difusión gaseosa.

Técnicas de centrifugado

Centrifugadora de gas

Una cascada de centrifugadoras de gas en una planta de enriquecimiento estadounidense

El proceso de centrifugación de gas utiliza una gran cantidad de cilindros giratorios en formaciones en serie y en paralelo. La rotación de cada cilindro crea una fuerte fuerza centrípeta para que las moléculas de gas más pesadas que contienen ²³⁸U se muevan tangencialmente hacia el exterior del cilindro y las moléculas de gas más ligeras ricas en ²³⁵Recolectar más cerca del centro. Requiere mucha menos energía para lograr la misma separación que el antiguo proceso de difusión gaseosa, al que ha reemplazado en gran medida y, por lo tanto, es el método de elección actual y se denomina segunda generación. Tiene un factor de separación por etapa de 1,3 en relación con la difusión gaseosa de 1,005, lo que se traduce en aproximadamente una quincuagésima parte de los requisitos de energía. Las técnicas de centrifugación de gas producen cerca del 100 % del uranio enriquecido del mundo. El costo por unidad de trabajo de separación es de aproximadamente 100 dólares por SWU, lo que lo hace un 40 % más económico que las técnicas estándar de difusión gaseosa.

Centrífuga Zippe

Diagrama de los principios de un centrifugado de gas tipo Zippe con U-238 representado en azul oscuro y U-235 representado en azul claro

La centrífuga tipo Zippe es una mejora de la centrífuga de gas estándar, y la principal diferencia es el uso de calor. La parte inferior del cilindro giratorio se calienta, lo que produce corrientes de convección que mueven la ²³⁵U hacia arriba del cilindro, donde se puede recoger con cucharas. Urenco utiliza comercialmente este diseño mejorado de centrífuga para producir combustible nuclear y fue utilizado por Pakistán en su programa de armas nucleares.

Técnicas láser

Los procesos láser prometen menores insumos de energía, menores costos de capital y menos ensayos de colas, por lo tanto, ventajas económicas significativas. Se han investigado o se están desarrollando varios procesos láser. La separación de isótopos por excitación láser (SILEX) está bien desarrollada y tiene licencia para operaciones comerciales a partir de 2012. La separación de isótopos por excitación láser es un método muy eficaz y económico de separación de uranio, que se puede realizar en instalaciones pequeñas que requieren mucha menos energía y espacio que las técnicas de separación anteriores. El costo del enriquecimiento de uranio usando tecnologías de enriquecimiento láser es de aproximadamente $30 por SWU, que es menos de un tercio del precio de las centrifugadoras de gas, el estándar actual de enriquecimiento. La separación de isótopos por excitación láser podría realizarse en instalaciones prácticamente indetectables por satélite. Más de 20 países han trabajado con la separación por láser en las últimas dos décadas, los más notables de estos países son Irán y Corea del Norte, aunque todos los países han tenido un éxito muy limitado hasta este momento.

Separación de isótopos por láser de vapor atómico (AVLIS)

Separación de isótopos con láser de vapor atómico emplea láseres especialmente sintonizados para separar isótopos de uranio mediante ionización selectiva de transiciones hiperfinas. La técnica utiliza láseres sintonizados a frecuencias que ionizan ²³⁵átomos de U y no otros. Los iones ²³⁵U cargados positivamente se atraen a una placa cargada negativamente y se recolectan.

Separación molecular de isótopos por láser (MLIS)

separación molecular de isótopos mediante láser utiliza un láser infrarrojo dirigido al UF6, excitando moléculas que contienen un átomo de ²³⁵U. Un segundo láser libera un átomo de flúor, dejando pentafluoruro de uranio, que luego se precipita fuera del gas.

Separación de isótopos por excitación láser (SILEX)

La separación de isótopos por excitación láser es un desarrollo australiano que también utiliza UF6. Después de un prolongado proceso de desarrollo en el que la empresa estadounidense de enriquecimiento USEC adquirió y luego renunció a los derechos de comercialización de la tecnología, GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) firmó un acuerdo de comercialización con Silex Systems en 2006. Desde entonces, GEH ha construido un circuito de prueba de demostración y ha anunciado planes para construir una instalación comercial inicial. Los detalles del proceso están clasificados y restringidos por acuerdos intergubernamentales entre Estados Unidos, Australia y las entidades comerciales. Se ha proyectado que SILEX sea un orden de magnitud más eficiente que las técnicas de producción existentes, pero nuevamente, la cifra exacta está clasificada. En agosto de 2011, Global Laser Enrichment, una subsidiaria de GEH, solicitó a la Comisión Reguladora Nuclear (NRC) de EE. UU. un permiso para construir una planta comercial. En septiembre de 2012, la NRC emitió una licencia para que GEH construyera y operara una planta comercial de enriquecimiento de SILEX, aunque la empresa aún no había decidido si el proyecto sería lo suficientemente rentable para comenzar la construcción, y a pesar de las preocupaciones de que la tecnología podría contribuir a la proliferación nuclear.. El miedo a la proliferación nuclear surgió en parte debido a que la tecnología de separación por láser requiere menos del 25 % del espacio de las técnicas de separación típicas, además de requerir solo la cantidad de energía que alimentaría 12 casas típicas, colocando una planta de separación por láser que funciona por medios de excitación láser muy por debajo del umbral de detección de las tecnologías de vigilancia existentes. Debido a estas preocupaciones, la Sociedad Estadounidense de Física presentó una petición ante la Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU., solicitando que antes de construir cualquier planta de excitación láser, se someta a una revisión formal de los riesgos de proliferación. El APS incluso llegó a llamar a la tecnología un 'cambio de juego'. debido a la capacidad de ocultarlo de cualquier tipo de detección.

Otras técnicas

Procesos aerodinámicos

Esquema de una boquilla aerodinámica. Muchos miles de estas pequeñas láminas se combinarían en una unidad de enriquecimiento.

El proceso de fabricación LIGA basado en rayos X se desarrolló originalmente en el Forschungszentrum Karlsruhe, Alemania, para producir boquillas para el enriquecimiento de isótopos.

Los procesos de enriquecimiento aerodinámico incluyen las técnicas de toberas de chorro Becker desarrolladas por E. W. Becker y asociados mediante el proceso LIGA y el proceso de separación de tubos vortex. Estos procesos de separación aerodinámica dependen de la difusión impulsada por gradientes de presión, al igual que la centrífuga de gas. En general, tienen la desventaja de requerir sistemas complejos de cascada de elementos de separación individuales para minimizar el consumo de energía. En efecto, los procesos aerodinámicos pueden considerarse como centrífugas no rotatorias. La mejora de las fuerzas centrífugas se logra mediante la dilución de UF6 con hidrógeno o helio como gas portador, logrando una velocidad de flujo mucho mayor para el gas que la que se podría obtener usando hexafluoruro de uranio puro. La Corporación de Enriquecimiento de Uranio de Sudáfrica (UCOR) desarrolló y desplegó la cascada de separación de vórtice continua Helikon para alta tasa de producción de bajo enriquecimiento y la cascada semi-lote Pelsakon de baja tasa de producción y alto enriquecimiento sustancialmente diferente, ambas usando un diseño particular de separador de tubo de vórtice, y ambos plasmados en planta industrial. NUCLEI, un consorcio liderado por Industrias Nucleares do Brasil, construyó una planta de demostración en Brasil que utilizó el proceso de boquilla de separación. Sin embargo, todos los métodos tienen un alto consumo de energía y requisitos sustanciales para la eliminación del calor residual; ninguno está actualmente todavía en uso.

Separación de isótopos electromagnéticos

El diagrama esquemático de separación de isótopos de uranio en un calutrón muestra cómo se utiliza un campo magnético fuerte para redirigir un flujo de iones de uranio a un objetivo, lo que da lugar a una mayor concentración de uranio-235 (representado aquí en azul oscuro) en los bordes interiores de la corriente.

En el proceso de separación electromagnética de isótopos (EMIS), el uranio metálico primero se vaporiza y luego se ioniza a iones cargados positivamente. Luego, los cationes se aceleran y luego se desvían mediante campos magnéticos hacia sus respectivos objetivos de recolección. Durante la Segunda Guerra Mundial se desarrolló un espectrómetro de masas a escala de producción llamado Calutron que proporcionó parte del ²³⁵U utilizado para la bomba nuclear Little Boy, que se lanzó sobre Hiroshima en 1945. Correctamente el término &# 39;Calutrón' se aplica a un dispositivo de varias etapas dispuesto en un gran óvalo alrededor de un potente electroimán. La separación de isótopos electromagnéticos se ha abandonado en gran medida en favor de métodos más efectivos.

Métodos químicos

Se demostró un proceso químico en la etapa de planta piloto, pero no se usó para la producción. El proceso francés CHEMEX aprovechó una diferencia muy leve en los dos isótopos' propensión a cambiar la valencia en la oxidación/reducción, utilizando fases orgánicas y acuosas inmiscibles. Asahi Chemical Company en Japón desarrolló un proceso de intercambio de iones que aplica una química similar pero efectúa la separación en una columna de intercambio de iones de resina patentada.

Separación de plasma

El proceso de separación de plasma (PSP) describe una técnica que utiliza imanes superconductores y física de plasma. En este proceso, se utiliza el principio de resonancia de ciclotrón de iones para energizar selectivamente el isótopo ²³⁵U en un plasma que contiene una mezcla de iones. Francia desarrolló su propia versión de PSP, a la que llamó RCI. La financiación de RCI se redujo drásticamente en 1986 y el programa se suspendió alrededor de 1990, aunque RCI todavía se utiliza para la separación de isótopos estables.

Unidad de trabajo separativo

"Trabajo de separación" – la cantidad de separación realizada por un proceso de enriquecimiento – es una función de las concentraciones de la materia prima, la salida enriquecida y los relaves agotados; y se expresa en unidades que se calculan de manera que sean proporcionales a la entrada total (energía / tiempo de funcionamiento de la máquina) ya la masa procesada. El trabajo separativo no es energía. La misma cantidad de trabajo de separación requerirá diferentes cantidades de energía dependiendo de la eficiencia de la tecnología de separación. El trabajo de separación se mide en unidades de trabajo de separación SWU, kg SW o kg UTA (del alemán Urantrennarbeit, literalmente trabajo de separación de uranio).

• 1 SWU = 1 kg SW = 1 kg UTA
• 1 kSWU = 1 tSW = 1 t UTA
• 1 MSWU = 1 ktSW = 1 kt UTA

Problemas de costos

Además de las unidades de trabajo de separación proporcionadas por una instalación de enriquecimiento, el otro parámetro importante a considerar es la masa de uranio natural (NU) que se necesita para producir la masa deseada de uranio enriquecido. Al igual que con la cantidad de SWU, la cantidad de material de alimentación requerido también dependerá del nivel de enriquecimiento deseado y de la cantidad de ²³⁵U que termina en el uranio empobrecido. Sin embargo, a diferencia de la cantidad de SWU requerida durante el enriquecimiento, que aumenta con niveles decrecientes de ²³⁵U en el flujo agotado, la cantidad de NU necesaria disminuirá con niveles decrecientes de ²³⁵ U que terminan en el DU.

Por ejemplo, en el enriquecimiento de LEU para su uso en un reactor de agua ligera, es típico que la corriente enriquecida contenga 3,6 % ²³⁵U (en comparación con 0,7 % en NU) mientras que la corriente empobrecida flujo contiene 0,2% a 0,3% ²³⁵U. Para producir un kilogramo de este LEU, se requerirían aproximadamente 8 kilogramos de NU y 4,5 SWU si se permitiera que el flujo de DU tuviera 0,3 % ²³⁵U. Por otro lado, si la corriente agotada tuviera solo 0,2% ²³⁵U, entonces requeriría solo 6,7 kilogramos de NU, pero casi 5,7 SWU de enriquecimiento. Debido a que la cantidad de NU requerida y la cantidad de SWU requeridas durante el enriquecimiento cambian en direcciones opuestas, si la NU es barata y los servicios de enriquecimiento son más costosos, entonces los operadores normalmente optarán por permitir que se utilicen más ²³⁵U. dejado en el flujo de DU mientras que si NU es más caro y el enriquecimiento lo es menos, entonces elegirían lo contrario.

Al convertir uranio (hexafluoruro, hexadecimal para abreviar) en metal, se pierde un 0,3 % durante la fabricación.

Disminución

Lo contrario de enriquecer es degradar; el HEU excedente se puede reducir a LEU para que sea adecuado para su uso en combustible nuclear comercial.

La materia prima de HEU puede contener isótopos de uranio no deseados: 234U es un isótopo menor contenido en el uranio natural (principalmente como un producto de la desintegración alfa de 238U, porque la vida media de ²³⁸
U es mucho más grande que el de ²³⁴
U, se producirá y destruirá al mismo ritmo en un estado constante constante e equilibrio, trayendo cualquier muestra con suficiente ²³⁸
U contenido a una proporción estable de ²³⁴
U a ²³⁸
U en escalas de tiempo lo suficientemente largas); durante el proceso de enriquecimiento, su concentración aumenta pero permanece muy por debajo del 1%. Las altas concentraciones de 236U son un subproducto de la irradiación en un reactor y pueden estar contenidas en el HEU, según su historial de fabricación. ²³⁶
U se produce principalmente cuando ²³⁵
U absorbe un neutrón y no se fisiona. La producción de ²³⁶
U es inevitable en cualquier reactor de neutrones térmicos con ²³⁵
U combustible. El UME reprocesado de reactores de producción de material para armas nucleares (con un ensayo de ²³⁵U de aproximadamente el 50 %) puede contener concentraciones de ²³⁶U de hasta el 25 %, lo que da como resultado concentraciones de aproximadamente 1,5% en el producto LEU mezclado. 236U es un veneno de neutrones; por lo tanto, la concentración real de ²³⁵U en el producto LEU debe aumentarse en consecuencia para compensar la presencia de ²³⁶U. Mientras que ²³⁴
U también absorbe neutrones, es un material fértil que se convierte en fisionable ²³⁵
U tras la absorción de neutrones. Si ²³⁶
U absorbe un neutrón, el resultante ²³⁷
U beta se desintegra a 237Np, que no se puede usar en reactores de neutrones térmicos pero se puede separar químicamente del combustible gastado para eliminarlo como desecho o ser transmutado en 238Pu (para uso en baterías nucleares) en reactores especiales.

El material de mezcla puede ser NU o DU; sin embargo, dependiendo de la calidad de la materia prima, se puede usar SEU al 1,5 % en peso ²³⁵U como material de mezcla para diluir los subproductos no deseados que pueden estar contenidos en el alimentación de UME. Las concentraciones de estos isótopos en el producto LEU en algunos casos podrían exceder las especificaciones de ASTM para combustible nuclear, si se usaran NU o DU. Por lo tanto, la reducción de HEU generalmente no puede contribuir al problema de la gestión de desechos que plantean las grandes reservas existentes de uranio empobrecido. En la actualidad, el 95 por ciento de las existencias mundiales de uranio empobrecido permanecen en almacenamiento seguro.

Un importante proyecto de reducción llamado Programa de megatones a megavatios convierte el HEU apto para armas de la ex Unión Soviética en combustible para los reactores de potencia comerciales de EE. UU. Desde 1995 hasta mediados de 2005, se reciclaron 250 toneladas de uranio muy enriquecido (suficiente para 10.000 ojivas) en uranio poco enriquecido. El objetivo es reciclar 500 toneladas para 2013. El programa de desmantelamiento de ojivas nucleares rusas representó alrededor del 13% del requerimiento mundial total de uranio enriquecido hasta 2008.

La United States Enrichment Corporation ha estado involucrada en la disposición de una parte de las 174,3 toneladas de uranio altamente enriquecido (HEU) que el gobierno de los EE. UU. declaró como material militar excedente en 1996. A través del U.S., tomado principalmente de ojivas nucleares estadounidenses desmanteladas, se recicló en combustible de uranio poco enriquecido (LEU), utilizado por las plantas de energía nuclear para generar electricidad.

Instalaciones globales de enriquecimiento

Se sabe que los siguientes países operan instalaciones de enriquecimiento: Argentina, Brasil, China, Francia, Alemania, India, Irán, Japón, Países Bajos, Corea del Norte, Pakistán, Rusia, Reino Unido y Estados Unidos. Bélgica, Irán, Italia y España tienen un interés de inversión en la planta de enriquecimiento francesa Eurodif, y la participación de Irán le da derecho al 10% de la producción de uranio enriquecido. Los países que tuvieron programas de enriquecimiento en el pasado incluyen a Libia y Sudáfrica, aunque la instalación de Libia nunca estuvo operativa. La empresa australiana Silex Systems ha desarrollado un proceso de enriquecimiento por láser conocido como SILEX (separación de isótopos mediante excitación por láser), que pretende llevar a cabo a través de una inversión financiera en una empresa comercial estadounidense de General Electric, aunque SILEX ha obtenido una licencia para construir un planta, el desarrollo aún se encuentra en sus primeras etapas, ya que aún no se ha demostrado que el enriquecimiento con láser sea económicamente viable, y se está presentando una petición para revisar la licencia otorgada a SILEX por preocupaciones de proliferación nuclear. También se ha afirmado que Israel tiene un programa de enriquecimiento de uranio ubicado en el sitio del Centro de Investigación Nuclear de Negev cerca de Dimona.

Nombre en clave

Durante el Proyecto Manhattan, el uranio altamente enriquecido apto para armas recibió el nombre en clave oralloy, una versión abreviada de aleación Oak Ridge, por la ubicación de las plantas donde se enriquecía el uranio. El término aleación oral todavía se usa ocasionalmente para referirse al uranio enriquecido.