Uran-Anreicherung bezeichnet verschiedene physikalisch-technische Verfahren, welche den Anteil des spaltbaren Isotops 235U im Uran erhöhen (konzentrieren) können. 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 mini|257x257px|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 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 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 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.
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:
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
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. (pdf, Global SILEX Systems Limited, 9. Februar 2006) alternativtext=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.|mini|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 miniatur|hochkant|Gegenstrom-Gaszentrifuge:235UF6 hellblau,238UF6 dunkelblau miniatur|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.Uranium Enrichment 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 GaszentrifugenverfahrenWolfgang 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 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.