Uran-Anreicherung

Uran-Anreicherung bezeichnet verschiedene physikalisch-technische Verfahren, welche den Anteil des spaltbaren Isotops ²³⁵U im Uran erhöhen (konzentrieren) können.<ref> In: 4. November 2025; ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 24. Juli 2026 ().@1@2Vorlage:Toter Link/www.energy.gov (Seite nicht mehr abrufbar. Suche im Internet Archive) </ref> Man geht häufig von gewöhnlichem Uran (Natururan) aus, welches zu etwa 99,27 % aus dem schweren Isotop ²³⁸U und zu 0,72 % aus dem leichteren Isotop ²³⁵U sowie in Spuren (55 ppm) aus dem Isotop ²³⁴U besteht. Verschieden hoch an ²³⁵U angereichertes Uran dient als Kernbrennstoff für Kernreaktoren (etwa 5–25 %; etwa 90 % für Atom-U-Boote) und als Spaltstoff in Kernwaffen (über 60 %).

Natururan ist zum Einsatz in gängigen Leichtwasserreaktoren (LWR) ungeeignet (zu schwache Reaktivität), kann aber in Schwerwasserreaktoren (HWR) und graphitmoderierten Reaktoren (GCR) verwendet werden. Daher kann die Anreicherung von Uran Teil eines Kernbrennstoffkreislaufs sein, muss es aber nicht, wie im Falle des zivilen kanadischen Kernenergieprogramms basierend auf Kernreaktoren vom Typ CANDU.

Die Technologien und Kapazitäten der Urananreicherung wurden ab Ende der 1930er Jahre und speziell im Zweiten Weltkrieg (und danach) großtechnisch zur Produktion von hochangereicherten Uran (HEU) aufgebaut. Die zunächst schwer zu beherrschenden Technologie der Gaszentrifugen führte Jahrzehnte später zu Sicherheitsproblemen im Sinne der nuklearen Proliferation, wobei die Internationale Atomenergie-Organisation (IAEO) mit sogenannten „Safeguards“ und entlang von Inspektionen damit beauftragt ist, das waffentaugliche Kernmaterial vor seiner Verwendung zu militärischen Zwecken zu überwachen. Die Atommächte USA und Russland versuchen ihre HEU-Bestände bis heute zu kontrollieren oder abzurüsten, vgl. die Megatons-to-Megawatts-Initiative.

Geschichte

Datei:" The Calutron Girls" Y-12 Oak Ridge 1944 Large Format (32093954911) (2).jpg

Kontrollraum der ersten Uran-Trennanlagen (Calutrons), die nach dem Prinzip der elektromagnetischen Trennung als Teil des Manhattan-Projekts bei Y-12 (Oak Ridge) errichtet wurden. Die Frauen steuerten die Maschinen Tag und Nacht. Diese Methode und Anlagen wurden ab den 1940er Jahren rasch durch die gigantischen Gasdiffusionsanlagen abgelöst. Auch andere Länder (Atommächte) haben solche Anlagen nach dem Zweiten Weltkrieg aufgebaut. Die Technologie der Gaszentrifugen befand sich hingegen mehrere Jahrzehnte lang in der Entwicklung.

Die Erforschung der Isotopentrennung begann im Jahr 1919<ref></ref> und erreichte im Zweiten Weltkrieg als Teil des Manhattan Engineer District ihren ersten Durchbruch.

Ab den 1940er Jahren forschten und entwickelten Harold C. Urey, Karl P. Cohen (Kaskadentheorie), Jessy W. Beams, Heinz Barwich, Wilhelm Groth, Gernot Zippe, Manson Benedict, Thomas H. Pigford und weitere Forscher die Technologie in dem Gebiet weiter. Es wurden auch Trennverfahren für schweres Wasser und andere Stoffe entwickelt.

Im Zweiten Weltkrieg und danach spielte die Gasdiffusionsmethode eine primäre Rolle zur Urananreicherung, z. B. an den Standorten Paducah oder Oak Ridge in den USA, oder Eurodif bzw. Tricastin in Frankreich. Die Urananreicherung lief parallel zur Plutoniumproduktion. Beide Verfahren liefern Spaltmaterial. Die wissenschaftlichen Beiträge zur Isotopentrennung durch Gasdiffusion lieferte Manson Benedict. Vorreiter waren in England Franz Simon und Nicholas Kurti im Rahmen der MAUD-Kommission. Das brisante und damals noch geheime Wissen wurde in die Vereinigten Staaten übertragen. Amerika baute damit als Teil des Manhattan-Projekts die Anlagen in Oak Ridge (K-25 und S-50), Portsmouth Gaseous Diffusion Plant in Piketon und der Paducah Gaseous Diffusion Plant in Paducah.

Die Trennung durch Thermische Diffusion<ref></ref> wurde damals von Klaus Clusius, Kurt Starke und Gerhard Dickel entwickelt. Sie dient nicht der großtechnischen Urananreicherung, sondern anderen Stoffen.

Die Entwicklung der Gaszentrifugen-Technik wird mit den Physikern Jesse W. Beams<ref></ref><ref></ref> und Gernot Zippe in Verbindung gebracht. Weitere Geräte (z. B. ZG5) wurden von Wilhelm Groth entwickelt. Es dauerte viele Jahrzehnte, bis diese Technologie im kommerziellen Kernbrennstoffkreislauf einsatzfähig wurde und nur wenige Nationen beherrschen sie und betreiben Anreicherungsanlagen, wie z. B. die paneuropäische Urenco.

In der Sowjetunion wurde ab 1945 maßgeblich in Sochumi am Institut der Physik und Technologie an Gaszentrifugen und anderen Kerntechnik-nahen Themen geforscht. Speziell der deutsche Wissenschaftler Max Steenbeck erforschte zusammen mit Zippe und anderen „Atom-Spezialisten“ die technische Anwendbarkeit des Verfahrens zur Trennung von Uranisotopen. Zippe emigrierte Ende der 1950er Jahre in die USA und entwickelte dort sein Design mit Beams weiter.

Der deutsche Physiker Fritz Lange entwickelte ebenfalls ein Trennverfahren, genannt „ZD-Trennrohr“ bzw. Zirkulationsdiffusions-Rohr, welches aber keine Gaszentrifuge war, sondern auf Diffusion und Strömung beruhte. Er hatte sein Wissen auch im sowjetischen Atomprojekt in Bezug auf die Separation von Uranisotopen angewendet. Das Lange-Verfahren wurde jedoch für biologische Zwecke angepasst, insbesondere für die Fraktionierung von Makromolekülen und die Trennung von Biomolekülen.<ref></ref>

Nach dem Zweiten Weltkrieg hielten die Vereinigten Staaten die Technologie der Gaszentrifugen sogar vor Verbündeten geheim. Deshalb sah sich Kanada gezwungen, den Schwerwasserreaktor (HWR) vom Typ CANDU (siehe die Chalk River Laboratories) so zu entwickeln, dass dieser mit Natururan (1 Teil Uran-235 und 137 Teile Uran-238) betrieben werden konnte. Bei schwerem Wasser ist dies naheliegend, da es als geeigneter Moderator dient. In diesem Zuge musste Kanada seine Kapazitäten bei der Produktion von schwerem Wasser aufbauen – und tat dies. Ursprünglich wurden die ersten HWR-Reaktoren jedoch am Argonne National Laboratory (ANL) entwickelt und erprobt.

Verfahren

In einer Urananreicherungsanlage wird Natururan („“) in zwei Fraktionen getrennt, von denen die eine („Produkt“) gegenüber dem Ausgangsstoff einen höheren, die andere („Tails“) einen niedrigeren Anteil an ²³⁵U besitzt. Die von einer Trenneinrichtung verrichtete Arbeit wird in Kilogramm Urantrennarbeit (kg UTA) bzw. Tonnen Urantrennarbeit (t UTA) ausgedrückt. In der englischen Fachliteratur wird diese Einheit als SWU () bezeichnet.

Die gängigen industriellen Verfahren setzen als Verfahrensmedium Uranhexafluorid (UF₆) ein, die einzige chemische Verbindung des Urans, die bei Raumtemperatur eine für den Trennvorgang ausreichende Flüchtigkeit hat (etwa 100 mbar Dampfdruck bei Raumtemperatur). Zunächst wird aus dem Uranerz durch Laugung Yellowcake gewonnen, ein Gemisch verschiedener Uranverbindungen, überwiegend Oxide. Aus dem Yellowcake wird durch Urankonversion das UF₆ hergestellt und nach dem Gasdiffusionsverfahren oder mittels Gaszentrifugen verarbeitet, d. h. angereichert und folglich wieder zu Uran konvertiert, meist UO₂ zur Herstellung von Brennelementen.

Uranhexafluorid ist auch deshalb so gut für den Anreicherungsprozess geeignet, weil Fluor (F) in der Natur nur als Reinelement (Isotop Fluor-19) vorkommt. Die Masse der UF₆-Moleküle variiert daher nur durch die unterschiedlichen Massen der Uranisotope. Wegen der kleinen Masse des Fluoratoms beträgt der relative Massenunterschied zwischen den UF₆-Molekülen noch rund 0,85 % im Vergleich zu etwa 1,3 % relativem Masseunterschied zwischen den Uranisotopen selbst:

<math> 1 - \frac{6 \cdot 19\ \mathrm{u} + 235\ \mathrm{u}}{6 \cdot 19\ \mathrm{u} + 238\ \mathrm{u}} \approx 0{,}0085 = 0{,}85\ \% \,.</math>

Verwendung des angereicherten Urans

²³⁵U ist – wie einige andere Nuklide mit ungerader Neutronenzahl – durch thermische Neutronen relativ gut spaltbar und das einzige bekannte natürlich vorkommende Nuklid, das zu einer Kernspaltungs-Kettenreaktion fähig ist. Während für Schwerwasser- und Graphit-moderierte Reaktoren auch Natururan zum Einsatz kommen kann, müssen die gängigeren Leichtwasserreaktoren mit Uran beschickt werden, dessen ²³⁵U-Gehalt auf mindestens etwa 3 % – in der Praxis bis zu 5 % – erhöht wurde. Als hochangereichertes Uran („“ von ) wird Uran mit 20 % oder mehr ²³⁵U bezeichnet. Für Kernwaffen ist eine sehr hohe Anreicherung erforderlich (typischerweise mindestens 85 %).

Verwendung des abgereicherten Urans

→ Hauptartikel: Abreicherung

Als Nebenprodukt der Anreicherung entsteht abgereichertes Uran. Je Tonne für zivile Zwecke angereichertem Kernbrennstoff fallen etwa 5,5 Tonnen abgereichertes Uran mit einem ²³⁵U-Gehalt von ca. 0,3 % an. Es wird wegen seiner hohen Dichte unter anderem in Ausgleichsgewichten für Flugzeugtragflächen und Renn-Yachten sowie militärisch in Uranmunition verwendet. Für solche Zwecke werden aber bisher nur etwa 5 % des anfallenden abgereicherten Urans genutzt, der Rest wird eingelagert. Da für nicht-nukleare Anwendungen das Isotopenverhältnis irrelevant ist, wird für die noch verbliebenen solchen Anwendungen hauptsächlich abgereichertes Uran verwendet. Das Hauptinteresse an diesem Material, besonders von Seiten Russlands, besteht in der Verwendung als Mischmaterial („Blender-Material“) für die Rückumwandlung hochangereicherten (militärischen) Urans in schwachangereichertes (ziviles) Uran für den Einsatz in Leichtwasserreaktoren. Hier sei besonders die Abrüstungsaktion nach dem START-II-Abkommen genannt: „Megatonnen zu Megawatt“. Laut dem Atomgesetz der Bundesrepublik Deutschland gilt abgereichertes Uran als Wertstoff. Auch zur Herstellung von MOX-Brennelementen sowie als „Brutstoff“ in Brutreaktoren kann es eingesetzt werden.

Methoden

Hinsichtlich der Effizienz ist die Anreicherung durch Gaszentrifugen der Diffusionsmethode etwa um den Faktor 10 überlegen, die Laseranreicherung etwa um den Faktor 2 bis 20.<ref name=":2"></ref><ref>Presentation to House of Representatives Standing Committee on Industry and Resources (Memento vom 16. Februar 2011 im Internet Archive) (pdf, Global SILEX Systems Limited, 9. Februar 2006)</ref>

Zippe-Zentrifuge zur Urananreicherung. Bei voller Geschwindigkeit herrscht praktisch Vakuum auf der Achse, so dass keine Dichtung benötigt wird für die Einspeisungs- und Entnahmerohre. Das untere Staurohr, das die leichtere Fraktion sammelt, bremst die Gasrotation und reduziert dadurch den Druckgradient. Das erleichtert die Aufnahme der inneren Gasschicht und regt die Gegenströmung an.

Zippe-Zentrifuge zur Urananreicherung. Bei voller Geschwindigkeit herrscht praktisch Vakuum auf der Achse, so dass keine Dichtung benötigt wird für die Einspeisungs- und Entnahmerohre. Das untere Staurohr, das die leichtere Fraktion sammelt, bremst die Gasrotation und reduziert dadurch den Druckgradient. Das erleichtert die Aufnahme der inneren Gasschicht und regt die Gegenströmung an.

Anreicherung durch Gaszentrifugen

Datei:Zippe-type gas centrifuge.svg

Gegenstrom-Gaszentrifuge:
²³⁵UF₆ hellblau,
²³⁸UF₆ dunkelblau

Datei:Gas centrifuge cascade.jpg

Kaskade von Gaszentrifugen zur Urananreicherung

Das Gaszentrifugenverfahren ist im internationalen Bereich heute das gängige Verfahren zur Urananreicherung und hat die Gasdiffusion in ihrer Bedeutung inzwischen überholt.<ref>Uranium Enrichment</ref> Die wichtigsten Gründe dafür sind der erheblich geringere Energieverbrauch (rund 50 kWh pro kg UTA; zum Vergleich: Diffusionstrennung bis 2500 kWh pro kg UTA) sowie eine größere Flexibilität in der Kapazitätsplanung.

Im Gaszentrifugenverfahren<ref name=":0">Wolfgang Ehrfeld, Ursula Ehrfeld, Anreicherung von Uran-235,↵↵Gmelins Handbuch der Anorganischen Chemie. 8. Aufl.System-Nr.55: U-Uran. Erg.-Bd. A2: Isotope. By C. Keller. Ed.: K.-C. Buschbeck, C. Keller. Berlin, Heidelberg, New York: Springer 1980</ref> wird gasförmiges Uranhexafluorid (UF₆) in das Innere eines senkrecht stehenden, sehr schnell (>60.000/min) rotierenden Zylinders geleitet. Unter dem Einfluss der hohen Geschwindigkeit und der dadurch bedingten massenabhängigen Zentrifugalkraft reichern sich die schwereren ²³⁸UF₆-Moleküle an der Innenwand des zylindrischen Rotors an und die leichteren ²³⁵UF₆-Moleküle etwas näher an der Rotorachse, so dass die Isotope getrennt mit Hilfe von Staurohren entnommen werden können. Die Zentrifugalkraft erzeugt ein Druckgefälle mit praktisch Vakuum auf der Achse. Deshalb können die Rohre für Einspeisung und Entnahme auf der Achse ohne Dichtung durchgeführt werden. Der Rotor selbst läuft zur Vermeidung von Reibung im Vakuum und wird durch ein magnetisches Drehfeld angetrieben.

Die Trennwirkung wird in modernen Zentrifugen verstärkt durch Anregung einer axialen Umlaufströmung. Diese kann durch thermische Konvektion erzeugt werden, wird aber heutzutage mechanisch durch eines der Staurohre angeregt. Solche Zentrifugen werden als Gegenstromzentrifugen bezeichnet. Der größte Trennfaktor zwischen mit ²³⁵U an- und abgereichertem Massenstrom besteht in diesen dann nicht mehr axial, sondern zwischen den Enden der Zentrifuge. Die angereicherte, leichte Fraktion („Produkt“) und die abgereicherte, schwerere Fraktion („Abfall“) werden an diesen beiden Enden der Zentrifuge entnommen. Der axiale Trennfaktor hängt exponentiell ab vom Quadrat der Umfangsgeschwindigkeit und der Massendifferenz ΔM (also nicht ΔM/M) der Isotope; für die Gegenstromzentrifuge (Höhe H, Radius R) kommt ein Faktor H/(R√2) im Exponenten hinzu.<ref name=":0" />

Die Entnahmeröhrchen für die an- und abgereicherte Fraktion ragen in den Bereich des rotierenden Gases an der Innenwand der Zentrifuge und nutzen so den Staudruck zum Transport des Gases innerhalb der Anlage. Der Trennprozess erfolgt bei Unterdruck. Daher müssen Produkt und Abfall mit Hilfe von Temperaturdifferenzen und Sublimatoren/Desublimatoren auf den gewünschten Druck gebracht werden, bevor sie in Transport- oder Lagerbehälter abgefüllt werden können.

Die Gaszentrifugen werden üblicherweise zu Kaskaden mit mehreren hundert Einzelzentrifugen verbunden, da jede Zentrifuge nur einen begrenzten Durchsatz und eine begrenzte Anreicherung erreichen kann. Parallelschaltung der Zentrifugen führt dabei zur Erhöhung des Durchsatzes, während die Anreicherung durch Serienschaltung erhöht wird. Der Trennfaktor einer Zentrifuge kann durch Vergrößerung der Rohrlänge und insbesondere der Umlaufgeschwindigkeit gesteigert werden. Übliche Zylinderdurchmesser liegen bei 10–20 cm. Mit Aluminiumlegierungen werden Umfangsgeschwindigkeiten von 400 m/s, mit hochfesten Stählen 500 m/s und mit kohlenstofffaserverstärkten Werkstoffen über 750 m/s erreicht. Die Trennleistung wird durch die Materialeigenschaften des schnell umlaufenden Rotors sowie durch technisch bedingte Einschränkungen der Rotorlänge (Auftreten von unerwünschten Eigenschwingungen) praktisch begrenzt. Wenn die (Biege-)Schwingungen zu niederfrequent sind, können sie beim Hochfahren der Zentrifuge angeregt werden und zu katastrophalem Versagen führen. Ein solches Versagen wurde im Rahmen des Stuxnet-Vorfalls provoziert. Zur Vermeidung wird entweder die Baulänge auf 50–100 cm begrenzt („unterkritische Zentrifuge“, in Russland üblich), oder es werden Federbälge in die Zylinderwand eingebaut, wodurch die Biegeschwingungen beherrschbar werden. Baulängen von 5–10 m werden so ermöglicht. Für eine solche Zentrifuge (TC-21 von Urenco, Durchmesser 20 cm, Länge 5 m, Umfangsgeschwindigkeit 750 m/s, Verhältnis 4 von Umwälzung zu Einspeisung) wurde ein Trennfaktor von 1,74 für ²³⁵U/²³⁸U berechnet.<ref></ref>

Diffusionsmethoden

Bei der Gasdiffusionsmethode lässt man gasförmiges Uranhexafluorid (UF₆) durch eine mikroporöse Membran diffundieren, wobei die Porendurchmesser kleiner als die freie Weglänge im Gas sind (Knudsen-Strömung).<ref name=":0" /> Die treibende Kraft hierbei ist der Druckunterschied auf beiden Seiten der Membran. Moleküle, die das leichtere ²³⁵U-Isotop enthalten, besitzen eine höhere Diffusionsgeschwindigkeit (proportional M^−1/2, wo M die Molekülmasse ist) als schwerere, deshalb sammeln sich die leichten Isotope in der Kammer mit niedrigem Druck. Bei einem Uranisotopengemisch enthält daher der Gasstrom, der durch die Poren in der Wand hindurch diffundiert („Produkt“), einen geringfügig höheren Anteil des Isotops ²³⁵U als der ursprüngliche Strom („Einspeisung“). Eine einzelne Trennstufe hat einen geringen Trennfaktor (Konzentrationsverhältnis des ²³⁵U in Produkt und Abfall) von maximal 1,0035 (berechnet 1,0043), aber einen hohen Materialdurchsatz. Für einen Anreicherungsgrad, der zum Betrieb von Leichtwasserreaktoren genügt, sind rund 1200 hintereinander geschaltete Stufen erforderlich, die zusammen eine so genannte „Kaskade“ bilden. Der Energieverbrauch ist hoch und beträgt etwa 2300–2500 kWh pro kg Urantrennarbeit (UTA). Man verwendet Uranhexafluorid, weil es bereits bei 56 °C sublimiert und weil Fluor nur aus einem einzigen Isotop besteht. Der Unterschied in der Molekülmasse hängt somit nur vom Uranisotop ab.

Anstelle des Druckunterschiedes kann grundsätzlich auch ein Temperaturgefälle zur Isotopentrennung mittels Diffusion ausgenutzt werden (siehe Thermodiffusion). Für die Urananreicherung spielen diese Verfahren jedoch keine praktische Rolle mehr.

Elektromagnetische Anreicherung

Datei:Electromagnetic separation.svg

Schematische Darstellung der Isotopentrennung per Calutron: ²³⁵U-Ionen (dunkelblau) werden im Magnetfeld etwas stärker abgelenkt als ²³⁸U-Ionen (hellblau), es entsteht ein Konzentrationsgradient quer zum abgelenkten Strahl (hier übertrieben dargestellt)

Wie in einem Massenspektrometer werden bei der elektromagnetischen Isotopen-Trennung Uranatome zunächst ionisiert, dann in einem elektrischen Feld beschleunigt und anschließend in einem magnetischen Feld entsprechend den unterschiedlichen Massenzahlen getrennt. Dieser Aufbau zur Isotopentrennung wurde im Zweiten Weltkrieg für die Herstellung von angereichertem Uran für die ersten Atombomben verwendet; die damals verwendeten Anlagen wurden Calutrone genannt.

Wegen des enormen Aufwandes hat dieses Verfahren für die Herstellung von angereichertem Uran heute keine Bedeutung mehr. Es wird jedoch in der Forschung für andere Isotopentrennungen eingesetzt, da sich im Idealfall bereits ein einziges gewonnenes Atom eines Isotops detektieren lässt.

Laserverfahren

Die Laserverfahren beruhen auf der Isotopieverschiebung der Absorptionsspektren von Atomen und Molekülen. Sind die spektroskopischen Bedingungen geeignet, d. h. überlappen die Absorptionslinien der Isotope oder Isotopenverbindungen hinreichend wenig, und steht außerdem ein Laser geeigneter Wellenlänge und Schmalbandigkeit zur Verfügung, so ist eine isotopenselektive Anregung möglich. Für die Trennung wird ausgenutzt, dass sich die angeregte Spezies von der nicht angeregten in ihren physikalischen und chemischen Eigenschaften wesentlich unterscheidet. Laserverfahren zeichnen sich durch eine hohe Selektivität aus.

Grundsätzlich lassen sich zwei Konzepte unterscheiden: die mehrstufige Photoionisation von Urandampf (atomares Verfahren; AVLIS), wobei die resonante erste Anregung für die Selektivität verantwortlich ist, und ein molekulares Verfahren (MLIS). Letztere basieren meistens auf Photodissoziation von UF₆, wobei ein erster Laser im IR (um 16 µm) das Molekül isotopensektiv anregt und ein zweiter Laser (im UV oder wieder nahe 16 µm) die angeregten Moleküle dissoziiert; das feste UF₅ kann dann abgetrennt werden. Die spektroskopische Selektivität bei den Laserverfahren ist sehr hoch, so dass man eine hohe Anreicherung in einem einzigen Schritt erwarten könnte. Die Selektivität lässt sich aber nicht bis zur eigentlichen Trennung aufrechterhalten.

Zum Beispiel werden beim atomaren Verfahren die Atome eines Isotopengemisches zunächst selektiv ionisiert. Wenn man aber versucht, diese Ionen mit Hilfe eines elektrischen Feldes in einem Faradaykäfig zu sammeln, wird bei nicht unrealistisch kleinen Dichten Ladung zwischen Ionen und Atomen ausgetauscht, so dass Selektivität verloren geht; der Wirkungsquerschnitt für Ladungsaustausch ist sehr hoch. Dichten von 10¹³ Atomen/cm³ wären hoch genug für Durchsätze, die Leichtwasserreaktoren versorgen könnten, und wären andererseits niedrig genug für eine Selektivität, die eine Anreicherung auf Reaktorqualität in einem Schritt erlaubt.<ref name=":1">Werner Fuß: Laser isotope separation and proliferation risks (PDF).</ref> – Bei den auf Dissoziation beruhenden MLIS-Verfahren geht ein Teil der Selektivität aus einem anderen Grund verloren: Der zweite Laser dissoziiert nicht nur die (selektiv) angeregten Moleküle, sondern auch nicht angeregte, wenn auch mit kleinerer Wahrscheinlichkeit.

Eine andere molekulare Methode, das SILEX-Verfahren (siehe Hauptartikel Silex-Verfahren), wurde im Wesentlichen in Australien in den 1990er Jahren entwickelt. Es benutzt isotopenselektive Ein-Photonen-Anregung in einem kalten Molekülstrahl von UF₆ in einem Trägergas G unter Bedingungen, wo sich Aggregate („Cluster“) UF₆∙G bilden können, bevor durch zunehmende Expansion Stöße zu selten werden. Bei den selektiv angeregten Molekülen ist die Aggregatbildung unterdrückt. Wegen der kleineren Masse und der entsprechend höheren thermischen Geschwindigkeit der freien Moleküle bewegen diese sich schneller von der Achse des Molekülstrahls weg und können stromabwärts durch einen Abschäler abgetrennt werden. Man erreicht Anreicherungen um einen Faktor 2 bis 20,<ref name=":1" /> was für Herstellung von Reaktoruran aus Natururan ausreicht. Derzeit wird die industrielle Anwendung der Methode in den USA untersucht auch zur Wiederanreicherung von abgereicherten Uran (von 0,35 auf 0,7 %).

Nach anfänglicher Euphorie über die Vorteile von Laserverfahren gegenüber herkömmlichen, etablierten Anreicherungsverfahren<ref>Billig-Brennstoff für Atomkraftwerke, Die Zeit, 13. Juni 1975, Nr. 25.</ref> wurde man skeptisch hinsichtlich der industriellen Realisierbarkeit. Die meisten Länder zogen sich aus dieser Technologie im Laufe der 1990er Jahre wieder zurück, da die technischen Probleme (z. B. Korrosion an den Apparaturen bei AVLIS) unüberwindbar schienen. Urenco gibt als Grund an, dass für die Laserverfahren noch ganz erhebliche Entwicklungen mit unsicherem Erfolg benötigt würden, während das Zentrifugenverfahren inzwischen technologische Reife erlangt hat.<ref>K. R. Schneider: LIS: The view from Urenco. 1995 (https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=rn:27014297 [abgerufen am 8. Dezember 2022])</ref>

Nur bei Silex gibt es aber Entwicklungen zur großtechnischen Anwendung.<ref>Mit Lasern Uran anreichern – Eine neue Anlage soll 42 Millionen Haushalte in den USA kompakter, schneller und günstiger mit Strom versorgen. In: Welt am Sonntag. vom 28. August 2011.</ref><ref> Deutsche Physikalische Gesellschaft e. V.; ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 24. Juli 2022 </ref> So wird derzeit (Stand 2010) in der Nähe von Wilmington in North Carolina eine Anlage gebaut, die ab 2013 mittels Laser-Isotopen-Trennung Uran anreichern soll.<ref>Falsche Lehren aus dem Kalten Krieg. In: MIT Technology Review, 4. Januar 2012.</ref> Die Betreiber wollen sich aber zunächst (Stand 2022) auf den Bau einer Anlage zur Wiederanreicherung (von 0,35 auf 0,7 % ²³⁵U) von abgereichertem UF₆ in Paducah (Kentucky) konzentrieren.<ref>Silex, abgerufen am 13. Dezember 2022 (englisch).</ref> Kritiker warnen jedoch davor, weil damit die Kernwaffenherstellung erleichtert und weniger kontrollierbar werde.<ref name=":2" /><ref>Bericht im australischen Fernsehen vom 1. August 2013, abgerufen am 2. August 2013 (englisch)</ref><ref></ref> Durch Vergleich mit anderen Verfahren kommt aber Fuß zu dem Schluss, dass die Gefahr bei Silex nicht höher ist als bei Zentrifugen.<ref name=":1" />

Trenndüsenverfahren

In Deutschland wurde bis Ende der 1980er Jahre auch das Trenndüsenverfahren entwickelt. Hier erfolgt die Entmischung der Uranisotope aufgrund unterschiedlicher Zentrifugalkräfte in einer schnellen, gekrümmten Strömung. 1975 wurde von Brasilien im Rahmen der deutsch-brasilianischen Kernenergievereinbarung dieses Verfahren übernommen, um seine großen Uranvorkommen zu verarbeiten; die geplanten Anlagen wurden jedoch nicht realisiert. Als Vorteil des Trenndüsenverfahrens kam hier u. a. zum Tragen, dass es keinen Geheimhaltungsbeschränkungen unterlag. Die Republik Südafrika setzte das Trenndüsenverfahren vor 1990 praktisch ein, da bedingt durch das Embargo gegen das Land nur Techniken zum Tragen kommen konnten, die ohne große Schwierigkeiten (ohne Geheimhaltungsbeschränkungen durch die Bundesrepublik Deutschland) nutzbar waren. Der hohe Energieverbrauch wurde in Kauf genommen.

Anreicherungskapazität

Den größten Anteil an der weltweit installierten Gesamtanreicherungskapazität haben immer noch die Diffusionsanlagen. Der Produktionsanteil der Zentrifugenanlagen steigt jedoch in zunehmendem Maße aufgrund der technischen Dominanz moderner Gaszentrifugen. In Frankreich soll demnächst die bestehende Gasdiffusionsanlage (Georges Besse I) durch eine moderne Zentrifugenanlage (Georges Besse II) ersetzt werden. Zwei neue Zentrifugenanlagen sind in den USA geplant.

Datei:Paducah enrichment plant.jpg

Luftbild der Urananreicherungsanlage Paducah

Die gesamte Menge hochangereicherten Urans weltweit belief sich 2010 auf ungefähr 1580 Tonnen.<ref>Atomgipfel in Washington, Artikel aus Der Spiegel, 12. April 2010</ref> Große Anlagen haben eine Jahreskapazität in der Größenordnung einiger 1000 t UTA.

Die nachfolgende Tabelle gibt einen Überblick über die wichtigsten bestehenden Anlagen (mit Kapazitäten über 100 t UTA/a):

Land	Anlage	Betreiber	Verfahren	UTA Tonnen/Jahr
				aktuell	Quelle	Kommentar
China	Lanzhou	CNNC	Zentrifuge	~4.400	<ref name="BelferCenter"> Ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 16. Februar 2026 </ref><ref name="HuiZhangfissilematerials.org"> Ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 16. Februar 2026 </ref>	Kapazität gemäß Schätzungen. Eine ältere Gasdiffusionsanlage wurde im Jahr 2000 stillgelegt.
	Hanchong		Zentrifuge	~2.700	<ref name="BelferCenter"/><ref name="HuiZhangfissilematerials.org"/>	Kapazität gemäß Schätzungen.
	Emeishan		Zentrifuge	~4.000	<ref name="HuiZhangfissilematerials.org"/>	Kapazität gemäß Schätzungen.
Deutschland	Gronau	Urenco	Zentrifuge	3.500	<ref> Ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 15. Februar 2026 </ref>
Frankreich	„Georges Besse I“ (Tricastin)	Orano	Diffusion	0		2012 stillgelegt. Davor Kapazität für 10.800 UTA/Jahr.
	„Georges Besse II“ (Tricastin)		Zentrifuge	7.500	<ref> Ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 15. Februar 2026 </ref>
Großbritannien	Capenhurst	Urenco	Zentrifuge	4.500	<ref> Ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 16. Februar 2026 </ref>
Japan	Rokkasho	JNFL	Zentrifuge	1.050	<ref> Ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 15. Februar 2026 </ref>
Niederlande	Almelo	Urenco	Zentrifuge	5.000	<ref> Ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 16. Februar 2026 </ref>
Russland	Uraler Elektrochemisches Kombinat in Nowouralsk	TWEL	Zentrifuge	13.800	<ref name="ORNL"> Ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 16. Februar 2026 </ref>
	Angarsker Elektrolyse-Chemisches Kombinat in Angarsk		Zentrifuge	2.800	<ref name="ORNL"/>
	Sibirisches Chemiekombinat in Sewersk		Zentrifuge	4.100	<ref name="ORNL"/>
	Elektrochemisches Werk in Selenogorsk		Zentrifuge	8.200	<ref name="ORNL"/>
USA	Paducah Gaseous Diffusion Plant bei Paducah	Centrus Energy	Diffusion	0		2013 stillgelegt. Davor Kapazität für 11.300 UTA/Jahr.<ref> Ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 16. Februar 2026 </ref>
	Portsmouth Gaseous Diffusion Plant bei Piketon		Diffusion	0		2001 stillgelegt.
	American Centrifuge Plant bei Piketon		Zentrifuge	3.800	<ref> Ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 16. Februar 2026 </ref>
	National Enrichment Facility bei Eunice (New Mexico)	LES (Urenco)	Zentrifuge	4.300	<ref> Ehemals im Vorlage:Referrer (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 16. Februar 2026 </ref>
Summe				~69.650

Bedeutung der Urananreicherung für den Bau von Kernwaffen

→ Hauptartikel: Kernwaffentechnik

Die Urananreicherung ist Bestandteil eines von zwei Wegen zum Bau von Kernwaffen. Der andere Weg benutzt das Erbrüten (vgl. Konversion) von Plutonium in einem Kernreaktor und seine anschließende Abtrennung vom gebrauchten Kernbrennstoff durch Wiederaufarbeitung.

Soll die Waffe hohe Sprengkraft erreichen, also von militärstrategischem Interesse sein, dann muss in beiden Fällen das jeweils wichtige Isotop, ²³⁵U bzw. ²³⁹Pu, nahezu rein vorliegen. Für Kernwaffen geringerer Wirksamkeit, die aber z. B. für terroristische Gruppen interessant genug wären, genügt weniger reines ²³⁵U bzw. ²³⁹Pu.

Die zum Zünden einer Kernwaffe nötige konventionell-chemische Sprengtechnik ist bei Uran weniger anspruchsvoll als bei Plutonium (siehe Kernwaffentechnik). Wegen der geringeren Strahlung ist eine Uranbombe im Vergleich zur Plutoniumbombe auch besser lagerfähig und leichter zu handhaben.

Eine Anreicherungsanlage erfordert für Bau und Betrieb mindestens ein vergleichbares technologisches Niveau wie eine Wiederaufarbeitungsanlage. Für militärische Waffenzwecke muss sie, vereinfacht gesagt, Kilogrammmengen mit hoher Anreicherung liefern, für Reaktoren zur Energieversorgung dagegen Tonnen mit niedriger Anreicherung. Dass eine Anlage nur für den letzteren Zweck verwendet wird, kann im Fall der Gaszentrifugentechnik nur durch ständige oder genügend häufige Inspektionen sichergestellt werden, denn grundsätzlich lässt sich eine solche Anlage durch Änderung von Rohrleitungsverbindungen zwischen den Zentrifugen von dem einen auf den anderen Zweck umstellen.

Daher versucht die internationale Gemeinschaft, den Export von Technik, Maschinen und Anlagen zur Gewinnung von Spaltmaterial zu regulieren. Der internationale Atomwaffensperrvertrag legt in Artikel III Absatz 2 (b) fest, dass „jeder Vertragsstaat sich verpflichtet, Ausrüstung oder Material, die speziell für die Verarbeitung, Verwendung oder Herstellung von besonderem spaltbarem Material ausgelegt oder hergerichtet sind, keinem Nichtkernwaffenstaat für friedliche Zwecke zu liefern, es sei denn, das Ausgangsmaterial oder das besondere spaltbare Material unterliegt den in diesem Artikel vorgeschriebenen Kontrollmaßnahmen.“

Iranische Atomprogramm

→ Hauptartikel: Atomprogramm des Iran

Im August 2005 blickte die Weltöffentlichkeit auf den Iran und die umstrittene Wiederinbetriebnahme von dessen „Atomkomplex“ in Natans, Provinz Isfahan. Dort wird die Urananreicherung in vergleichsweise geringem Umfang betrieben, der erreichte Anreicherungsgrad ist weit von der Bombentauglichkeit entfernt. Der Iran reklamiert sein Recht zur Anreicherung zu zivilen Energieversorgungszwecken. Die Beherrschung der Gaszentrifugen-Technologie zur Anreicherung stellt jedoch, wie beschrieben, einen wesentlichen Schritt auf dem Weg zur Atommacht dar.

Weblinks

Commons: Urananreicherung – Sammlung von Bildern, Videos und Audiodateien

• Virtueller Rundgang durch den Anreicherungsprozess – Website des Unternehmens Urenco

Einzelnachweise

<references />