El uranio enriquecido es un tipo de uranio en el que la composición porcentual de uranio-235 (escrito 235 U) se ha incrementado mediante el proceso de separación de isótopos . El uranio natural se compone de tres isótopos principales: uranio-238 ( 238 U con 99,2739–99,2752% de abundancia natural ), uranio-235 ( 235 U, 0,7198–0,7202%) y uranio-234 ( 234 U, 0,0050–0,0059). %). [ cita necesaria ] 235 U es el único nucleido existente en la naturaleza (en una cantidad apreciable) que es fisible con neutrones térmicos . [1]
El uranio enriquecido es un componente crítico 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 de la generación de energía nuclear y frenar la proliferación de armas nucleares .
Hay alrededor de 2.000 toneladas de uranio altamente enriquecido en el mundo, [2] producido principalmente para energía nuclear , armas nucleares, propulsión naval y cantidades más pequeñas para reactores de investigación .
Los 238 U que quedan después del enriquecimiento se conocen como uranio empobrecido (DU) y son considerablemente menos radiactivos que el uranio natural, aunque siguen siendo muy densos. El uranio empobrecido se utiliza como material de protección contra la radiación y para armas que penetran armaduras .
El uranio, tal como se extrae directamente de la Tierra, no es adecuado como combustible para la mayoría de los reactores nucleares y requiere procesos adicionales para hacerlo utilizable (el diseño CANDU es una excepción notable). El uranio se extrae bajo tierra o a cielo abierto, dependiendo de la profundidad a la que se encuentre. Una vez extraído 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 cuyo 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% de uranio. [3]
Una vez completado el proceso de molienda, el uranio debe pasar por 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 ser enriquecido para producir combustible para la mayoría de los tipos de reactores". [4] El uranio natural está hecho de una mezcla de 235 U y 238 U. El 235 U es fisible , lo que significa que se divide fácilmente con neutrones , mientras que el resto es 238 U, pero en la naturaleza, más del 99% del extraído El mineral es de 238 U. La mayoría de los reactores nucleares requieren uranio enriquecido, que es uranio con concentraciones más altas de 235 U 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 capaz de funcionar con uranio natural como combustible). Existen dos procesos de enriquecimiento comercial: difusión gaseosa y centrifugación de gases . Ambos procesos de enriquecimiento implican el uso de hexafluoruro de uranio y producen óxido de uranio enriquecido.
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 del reactor de agua ligera (LWR) normalmente contiene un poco más de 235 U 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 sufre captura de neutrones , desperdiciando neutrones (y requiriendo un mayor enriquecimiento de 235 U) y creando neptunio-237 , que sería uno de los radionucleidos más móviles y problemáticos en la eliminación de desechos nucleares en depósitos geológicos profundos. .
El uranio poco enriquecido (LEU) tiene una concentración inferior al 20% de 235 U; por ejemplo, en los LWR comerciales, los reactores de energía más utilizados en el mundo, el uranio se enriquece entre un 3 y un 5% de 235 U.El uranio ligeramente enriquecido ( SEU ) tiene una concentración inferior al 2% 235 U. [5]
El LEU de alto ensayo (HALEU) está enriquecido entre un 5% y un 20%. [6] El UPE fresco utilizado en los reactores de investigación suele estar enriquecido entre un 12% y un 19,75% 235 U; esta última concentración se utiliza para reemplazar los combustibles HEU cuando se convierte a LEU. [7]
El uranio altamente enriquecido (UME) tiene una concentración de 235 U del 20 % o más. El uranio fisionable en las armas primarias nucleares generalmente contiene un 85 % o más de 235 U, conocido como grado para armas , aunque teóricamente para un diseño de implosión , un mínimo del 20 %. podría ser suficiente (llamado utilizable como arma) aunque requeriría cientos de kilogramos de material y "no sería práctico de diseñar"; [8] [9] Hipotéticamente es posible un enriquecimiento aún 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 del 5,4% de 235 U. [8] Para los experimentos de criticidad , se ha logrado el enriquecimiento de uranio a más del 97%. [10]
La primera bomba de uranio, Little Boy , lanzada por Estados Unidos sobre Hiroshima en 1945, utilizó 64 kilogramos (141 libras) de uranio enriquecido al 80%. Envolver el núcleo fisible 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 mediante implosión, impulso de fusión y "apisonamiento", que ralentiza la expansión del núcleo fisionable con inercia, permiten diseños de armas nucleares que utilizan menos de lo que sería una masa crítica de esfera desnuda en densidad normal. La presencia de una cantidad excesiva del isótopo 238 U inhibe la reacción nuclear en cadena descontrolada que es responsable del poder del arma. La masa crítica del uranio altamente enriquecido al 85% es de unos 50 kilogramos (110 libras), que en densidad normal sería una esfera de unos 17 centímetros (6,7 pulgadas) de diámetro.
Las armas nucleares estadounidenses posteriores suelen utilizar plutonio-239 en la etapa primaria, pero la etapa secundaria de camisa o manipulación, que se comprime por la explosión nuclear primaria, a menudo utiliza UME con un enriquecimiento de entre el 40% y el 80% [11] junto con el combustible de fusión litio. deuteruro . Para el secundario de un arma nuclear de gran tamaño, 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 238 U sea fisionable, pero aún así lo es mediante neutrones rápidos (>2 MeV), como los producidos durante la fusión DT .
El UME también se utiliza en reactores de neutrones rápidos , cuyos núcleos requieren alrededor del 20 % o más de material fisionable, así como en reactores navales , donde a menudo contiene al menos un 50 % de 235 U, pero normalmente no supera el 90 %. El prototipo de reactor rápido comercial Fermi-1 utilizó UME con 26,5% de 235 U. Se utilizan cantidades significativas de UME en la producción de isótopos médicos , por ejemplo molibdeno-99 para generadores de tecnecio-99m . [12]
La separación de isótopos es difícil porque dos isótopos del mismo elemento tienen propiedades químicas casi idénticas y sólo pueden separarse gradualmente utilizando pequeñas diferencias de masa. ( 235 U es sólo un 1,26 % más ligero que 238 U.) Este problema se agrava porque el uranio rara vez se separa en su forma atómica, sino como compuesto ( 235 UF 6 es sólo un 0,852 % más ligero que 238 UF 6 ). Una cascada de etapas idénticas produce concentraciones sucesivamente mayores de 235 U. 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 sólo entre un 2% y un 2,5% [13] de tanta energía como la difusión gaseosa. Se están realizando algunos trabajos que utilizarían la resonancia nuclear ; sin embargo, no hay pruebas fiables de que algún proceso de resonancia nuclear se haya llevado a producción.
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La difusión gaseosa es una tecnología utilizada 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 235 U y 238 U. A lo largo de la Guerra Fría , la difusión gaseosa jugó un papel importante como técnica de enriquecimiento de uranio, y en 2008 representó alrededor del 33% de la producción de uranio enriquecido, [14] pero en 2011 se consideró una tecnología obsoleta que está siendo reemplazada constantemente por las últimas generaciones de tecnología a medida que las plantas de difusión llegan al final de su vida útil. [15] En 2013, la instalación de Paducah en los EE. UU. dejó de operar, era la última planta comercial de difusión gaseosa de 235 U en el mundo. [dieciséis]
La difusión térmica utiliza la transferencia de calor a través de un líquido o gas fino para lograr la separación de isótopos. El proceso aprovecha el hecho de que las moléculas de gas más ligeras de 235 U se difundirán hacia una superficie caliente, y las moléculas de gas más pesadas de 238 U 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 de separación electromagnética de isótopos (EMIS), que se explica más adelante en este artículo. Fue abandonado en favor de la difusión gaseosa.
El proceso de centrifugación de gas utiliza una gran cantidad de cilindros giratorios en formaciones en serie y paralelas. La rotación de cada cilindro crea una fuerte fuerza centrípeta de modo que las moléculas de gas más pesadas que contienen 238 U se mueven tangencialmente hacia el exterior del cilindro y las moléculas de gas más ligeras ricas en 235 U se acumulan 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 elegido actualmente y se denomina segunda generación . Tiene un factor de separación por etapa de 1,3 en relación con la difusión gaseosa de 1,005, [14] lo que se traduce en aproximadamente una quinta 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 Unidad de Trabajo de Separación (SWU), lo que la hace aproximadamente un 40% más barata que las técnicas de difusión gaseosa estándar. [17]
La centrífuga tipo Zippe es una mejora de la centrífuga de gas estándar, siendo la principal diferencia el uso de calor. La parte inferior del cilindro giratorio se calienta, lo que produce corrientes de convección que mueven las 235 U hacia arriba del cilindro, donde pueden ser recogidas mediante palas. Urenco utiliza comercialmente este diseño de centrífuga mejorado para producir combustible nuclear y fue utilizado por Pakistán en su programa de armas nucleares.
Los procesos láser prometen menores insumos de energía, menores costos de capital y menores ensayos de colas, lo que supone importantes ventajas económicas. Se han investigado o están en desarrollo varios procesos láser. La separación de isótopos mediante excitación láser (SILEX) está bien desarrollada y tiene licencia para su operación comercial a partir de 2012. La separación de isótopos mediante 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 coste del enriquecimiento de uranio mediante tecnologías de enriquecimiento por láser es de aproximadamente 30 dólares por SWU [17] , menos de un tercio del precio de las centrifugadoras de gas, el estándar actual de enriquecimiento. La separación de isótopos mediante excitación láser podría realizarse en instalaciones prácticamente indetectables por satélites. [18] Más de 20 países han trabajado con la separación por láser durante las últimas dos décadas, siendo los más notables Irán y Corea del Norte, aunque todos los países han tenido un éxito muy limitado hasta este momento.
La separación de isótopos con láser de vapor atómico emplea láseres especialmente sintonizados [19] para separar isótopos de uranio mediante ionización selectiva de transiciones hiperfinas . La técnica utiliza láseres sintonizados a frecuencias que ionizan 235 átomos de U y ningún otro. Los iones de 235 U cargados positivamente son atraídos hacia una placa cargada negativamente y recogidos.
La separación de isótopos por láser molecular utiliza un láser infrarrojo dirigido al UF 6 , excitando moléculas que contienen un átomo de 235 U. Un segundo láser libera un átomo de flúor , dejando pentafluoruro de uranio , que luego precipita del gas.
La separación de isótopos mediante excitación láser es un desarrollo australiano que también utiliza UF 6 . Después de un prolongado proceso de desarrollo en el que la empresa estadounidense de enriquecimiento USEC adquirió y luego cedió los derechos de comercialización de la tecnología, GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) firmó un acuerdo de comercialización con Silex Systems en 2006. [20] Desde entonces, GEH ha construido un circuito de prueba de demostración y ha anunciado planea construir una instalación comercial inicial. [21] Los detalles del proceso están clasificados y restringidos por acuerdos intergubernamentales entre Estados Unidos, Australia y las entidades comerciales. Se ha proyectado que SILEX será un orden de magnitud más eficiente que las técnicas de producción existentes, pero nuevamente, la cifra exacta está clasificada. [14] En agosto de 2011, Global Laser Enrichment, una subsidiaria de GEH, solicitó a la Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU . (NRC) un permiso para construir una planta comercial. [22] En septiembre de 2012, la NRC emitió una licencia para que GEH construyera y operara una planta comercial de enriquecimiento SILEX, aunque la compañía aún no había decidido si el proyecto sería lo suficientemente rentable como para comenzar la construcción, y a pesar de las preocupaciones de que la tecnología podría contribuir a la proliferación nuclear . [23] El temor a la proliferación nuclear surgió en parte debido a que la tecnología de separación por láser requería menos del 25% del espacio de las técnicas de separación típicas, además de requerir solo la energía que alimentaría 12 casas típicas, poniendo una planta de separación por láser que funciona. mediante excitación láser muy por debajo del umbral de detección de las tecnologías de vigilancia existentes. [18] Debido a estas preocupaciones, la Sociedad Estadounidense de Física presentó una petición ante la NRC, pidiendo que antes de construir cualquier planta de excitación láser se someta a una revisión formal de los riesgos de proliferación. La APS incluso llegó a llamar a la tecnología un "cambio de juego" [17] debido a la capacidad de ocultarla a cualquier tipo de detección.
Los procesos de enriquecimiento aerodinámico incluyen las técnicas de boquilla de chorro Becker desarrolladas por EW Becker y asociados que utilizan el proceso LIGA y el proceso de separación de tubos de vórtice . Estos procesos de separación aerodinámicos dependen de la difusión impulsada por gradientes de presión, al igual que la centrífuga de gas. En general, tienen el inconveniente de que requieren sistemas complejos de conexión en cascada de elementos separadores individuales para minimizar el consumo de energía. En efecto, los procesos aerodinámicos pueden considerarse como centrífugas no giratorias. La mejora de las fuerzas centrífugas se logra mediante la dilución de UF 6 con hidrógeno o helio como gas portador, logrando una velocidad de flujo del gas mucho mayor que la que se podría obtener usando hexafluoruro de uranio puro. La Corporación de Enriquecimiento de Uranio de Sudáfrica (UCOR) desarrolló e implementó la cascada de separación de vórtice continua Helikon para alta tasa de producción y bajo enriquecimiento y la cascada semicontinua Pelsakon de baja tasa de producción y alto enriquecimiento, sustancialmente diferentes, ambas utilizando un diseño particular de separador de tubo de vórtice, y ambos plasmados en planta industrial. [25] 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; Actualmente ninguno está todavía en uso.
En el proceso de separación electromagnética de isótopos (EMIS), el uranio metálico primero se vaporiza y luego se ioniza en iones cargados positivamente. A continuación, los cationes se aceleran y posteriormente se desvían mediante campos magnéticos hacia sus respectivos objetivos de recogida. Durante la Segunda Guerra Mundial se desarrolló un espectrómetro de masas a escala de producción llamado Calutron que proporcionó parte de las 235 U utilizadas para la bomba nuclear Little Boy , que fue lanzada sobre Hiroshima en 1945. Correctamente, el término 'Calutron' se aplica a un dispositivo de múltiples 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 eficaces.
Se ha demostrado que un proceso químico se utiliza en la etapa de planta piloto, pero no se utiliza para la producción. El proceso francés CHEMEX aprovechó una diferencia muy leve en la propensión de los dos isótopos a cambiar la valencia en la oxidación/reducción , utilizando fases acuosa y orgánica inmiscibles. Asahi Chemical Company en Japón desarrolló un proceso de intercambio iónico que aplica una química similar pero efectúa la separación en una columna de intercambio iónico de resina patentada .
El proceso de separación de plasma (PSP) describe una técnica que utiliza imanes superconductores y física del plasma . En este proceso, se utiliza el principio de resonancia ciclotrón de iones para energizar selectivamente el isótopo 235 U en un plasma que contiene una mezcla de iones . Francia desarrolló su propia versión de PSP, a la que llamó RCI. La financiación para 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.
El "trabajo de separación" (la cantidad de separación realizada mediante un proceso de enriquecimiento) es función de las concentraciones de la materia prima, la producción enriquecida y los relaves empobrecidos; y se expresa en unidades calculadas de manera que sean proporcionales al insumo total (energía/tiempo de funcionamiento de la máquina) y a 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 ).
Además de las unidades de trabajo de separación que proporciona 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 el número de SWU, la cantidad de material de alimentación necesaria también dependerá del nivel de enriquecimiento deseado y de la cantidad de 235 U que termina en el uranio empobrecido. Sin embargo, a diferencia del número de SWU requeridos durante el enriquecimiento, que aumenta con niveles decrecientes de 235 U en la corriente agotada, 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 uso en un reactor de agua ligera, es típico que la corriente enriquecida contenga 3,6% de 235 U (en comparación con 0,7% en NU) mientras que la corriente empobrecida contiene de 0,2% a 0,3% de 235 U. Para producir un kilogramo de este LEU, se necesitarían aproximadamente 8 kilogramos de NU y 4,5 SWU si se permitiera que la corriente de DU tuviera 0,3% de 235 U. Por otro lado, si la corriente agotada tuviera solo 0,2% de 235 U, entonces requeriría sólo 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 NU es barato y los servicios de enriquecimiento son más caros, entonces los operadores normalmente optarán por permitir que se dejen más 235 U en el flujo de DU, mientras que si La NU es más cara y el enriquecimiento lo es menos, entonces elegirían lo contrario.
Al convertir uranio (hexafluoruro, hex para abreviar) en metal, se pierde un 0,3% durante la fabricación. [26] [27]
Lo opuesto a enriquecer es degradar; El excedente de UME puede reducirse a UPE para hacerlo adecuado para su uso en combustible nuclear comercial.
La materia prima de UME puede contener isótopos de uranio no deseados: el 234 U es un isótopo menor contenido en el uranio natural (principalmente como producto de la desintegración alfa del238U —porque la vida media de238
U es mucho mayor que el de234
U , se producirá y destruirá a la misma velocidad en un equilibrio de estado estable constante, lo que hará que cualquier muestra con suficiente238
contenido de U a una proporción estable de234
U a238
U en escalas de tiempo suficientemente largas); durante el proceso de enriquecimiento, su concentración aumenta pero permanece muy por debajo del 1%. Altas concentraciones de 236 U son un subproducto de la irradiación en un reactor y pueden estar contenidas en el UME, dependiendo de su historial de fabricación.236
U se produce principalmente cuando235
U absorbe un neutrón y no se fisiona. La producción de236
Por tanto, U es inevitable en cualquier reactor de neutrones térmicos con235
U combustible. El UME reprocesado procedente de reactores de producción de material para armas nucleares (con un ensayo de 235 U de aproximadamente el 50 %) puede contener concentraciones de 236 U de hasta el 25 %, lo que da como resultado concentraciones de aproximadamente el 1,5 % en el producto de UPE mezclado. 236 U es un veneno de neutrones ; por lo tanto, la concentración real de 235 U en el producto de LEU debe aumentarse en consecuencia para compensar la presencia de 236 U. Si bien234
El U también absorbe neutrones, es un material fértil que se convierte en fisionable.235
U tras la absorción de neutrones . Si236
U absorbe un neutrón, lo que resulta de corta duración.237
U beta se desintegra a237
Np , que no se puede utilizar en reactores de neutrones térmicos pero se puede separar químicamente del combustible gastado para eliminarlo como residuo o transmutarlo en238
Pu (para uso en baterías nucleares ) en reactores especiales.
La mezcla puede ser NU o DU; sin embargo, dependiendo de la calidad de la materia prima, se puede usar SEU a una concentración típica de 1,5 % en peso de 235 U como mezcla para diluir los subproductos no deseados que pueden estar contenidos en la alimentación de UME. En algunos casos, las concentraciones de estos isótopos en el producto LEU podrían exceder las especificaciones ASTM para combustible nuclear si se utilizara NU o DU. Por lo tanto, la degradación de UME generalmente no puede contribuir al problema de gestión de residuos que plantean las grandes reservas existentes de uranio empobrecido. En la actualidad, el 95 por ciento de las reservas mundiales de uranio empobrecido permanecen almacenadas de forma segura. [ cita necesaria ]
Una importante iniciativa de reducción de potencia denominada Programa de Megatones a Megavatios convierte UME apto para armamento exsoviético en combustible para reactores de energía comerciales de Estados Unidos. Desde 1995 hasta mediados de 2005, se reciclaron 250 toneladas de uranio muy enriquecido (suficiente para 10.000 ojivas) para convertirlo en uranio poco enriquecido. El objetivo es reciclar 500 toneladas para 2013. El programa de desmantelamiento de ojivas nucleares rusas representó aproximadamente el 13% de la necesidad mundial total de uranio enriquecido hasta 2008. [14]
La Corporación de Enriquecimiento de los Estados Unidos ha participado en la eliminación de una parte de las 174,3 toneladas de uranio altamente enriquecido (UME) que el gobierno de los Estados Unidos declaró como excedente de material militar en 1996. A través del Programa de Degradación de UME de los Estados Unidos, este material de UME, tomado principalmente de ojivas nucleares estadounidenses desmanteladas, se recicló en combustible de uranio poco enriquecido (UPE), utilizado por las centrales nucleares para generar electricidad. [28] [29]
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. [30] [31] Bélgica, Irán, Italia y España tienen intereses de inversión en la planta francesa de enriquecimiento de uranio 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 Libia y Sudáfrica, aunque la instalación de Libia nunca estuvo operativa. [32] La empresa australiana Silex Systems ha desarrollado un proceso de enriquecimiento por láser conocido como SILEX ( separación de isótopos por excitación láser ), que pretende llevar a cabo mediante una inversión financiera en una empresa comercial estadounidense de General Electric, [33] Aunque SILEX ha sido se le concedió una licencia para construir una planta, el desarrollo aún se encuentra en sus primeras etapas ya que aún no se ha demostrado que el enriquecimiento por láser sea económicamente viable, y se está presentando una petición para revisar la licencia otorgada a SILEX por preocupaciones de proliferación nuclear. [34] También se ha afirmado que Israel tiene un programa de enriquecimiento de uranio ubicado en el sitio del Centro de Investigación Nuclear del Negev cerca de Dimona . [35]
Durante el Proyecto Manhattan , el uranio altamente enriquecido apto para armas recibió el nombre en clave oralloy , una versión abreviada de la aleación Oak Ridge , debido a la ubicación de las plantas donde se enriquecía el uranio. [36] El término aleación oral todavía se utiliza ocasionalmente para referirse al uranio enriquecido.
El enriquecimiento del pin y de uno de los hemisferios fue de 97,67 w/o, mientras que el enriquecimiento del otro hemisferio fue de 97,68 w/o.
Oralloy [aleación de Oak Ridge] era un término técnico para referirse al uranio altamente enriquecido.
