thumb|alt=Trois diagrammes camemberts représentant la proportion en isotopes 235 et 238 de l'uranium à divers stades d'enrichissement. Uranium naturel : 0,71 % massique d'U-235 ; Uranium faiblement enrichi (pour réacteurs nucléaires) : 3-4 % d'U-235 ; Uranium hautement enrichi (pour applications militaires) : 90 % d'U-235.|upright=0.75|Proportions atomiques d'uranium 238 (en bleu) et d'uranium 235 (en rouge) dans l'uranium naturel et à différents stades d'enrichissement.
L'enrichissement de l’uranium est le procédé consistant à augmenter la proportion d'isotope fissile dans l’uranium. L'opération la plus commune est l'enrichissement de l'uranium naturel en son isotope 235. Par extension, l'enrichissement est aussi la teneur en matière fissile.
L’uranium naturel contient 0,71 % massique d’uranium 235. Or, c'est celui-ci qui peut provoquer une réaction de fission nucléaire. Les deux isotopes U et U ayant les mêmes propriétés chimiques, leur séparation est effectuée en exploitant leur unique différence, la légère différence de masse atomique due aux trois neutrons d'écart.
L’enrichissement de l’uranium est à la base des filières de réacteurs électrogènes les plus courants : réacteurs à eau pressurisée et réacteurs à eau bouillante. L'enrichissement permet notamment de diminuer la masse du réacteur, parce que son chargement demande en conséquence moins d'uranium. Cette technologie fonde également le développement des bombes atomiques à l'uranium enrichi.
Procédés d'enrichissement Il existe plusieurs méthodes d’enrichissement. Toutes reposent sur la légère différence de masse entre uranium 235 et 238, à l'exception de la séparation par laser qui exploite les différences de spectre électromagnétique. Toutes également nécessitent la mobilité des atomes individuels, donc l'utilisation d'uranium sous forme de vapeur, de gaz d'hexafluorure d'uranium UF, voire de liquide pour la diffusion thermique.
Actuellement, les procédés de diffusion gazeuse et de centrifugation dominent le marché, avec une transition vers la seconde, nettement moins énergivore. La diffusion thermique et la séparation électromagnétique appartiennent au passé, tandis que les procédés de séparation chimique ou par laser sont encore à l'étude.
Diffusion thermique La diffusion thermique utilise le transfert de chaleur à travers une fine couche de liquide ou de gaz pour obtenir une séparation isotopique. Le procédé se fonde sur le fait que les molécules de gaz comportant des atomes de 235U, un peu plus légères, tendent à diffuser vers les surfaces plus chaudes, alors que les molécules à base de 238U, comparativement plus lourdes, tendent à diffuser vers une surface froide.
Ce procédé a été employé historiquement à l'usine S-50 à Oak Ridge (Tennessee, États-Unis), pendant la Seconde Guerre mondiale, comme première étape d'enrichissement avant une séparation isotopique électromagnétique. Le procédé a été abandonné depuis au profit de la diffusion gazeuse.
Séparation électromagnétique
right|thumb|alt=Schéma de la séparation isotopique magnétique. Un flux d'hexafluorure d'uranium gazeux est envoyé entre deux aimants. Le champ magnétique dévie le flux plus ou moins fortement en fonction de la masse de l'isotope.|Schéma de principe de la séparation isotopique dans le Calutron. Un fort champ magnétique dévie le faisceau d'ions d'uranium, la concentration en U-235 étant finalement plus forte sur la bordure interne du faisceau. Dans le procédé de séparation électromagnétique (en anglais - EMIS), l'uranium métallique est vaporisé, puis ionisé. Les cations ainsi produits sont accélérés, puis déviés par un champ magnétique. La différence de masse entre les isotopes 235 et 238 crée une différence dans le rapport de la charge électrique sur la masse. Le flux d'ions est accéléré par un champ électrique et dévié par un champ magnétique. La différence sur le rapport e/m conduit à une déviation différentielle qui permet d'enrichir l'uranium.
L'uranium enrichi de la deuxième bombe atomique (Little Boy), lors du projet Manhattan, a été obtenu par séparation électromagnétique, en utilisant un spectromètre de masse de taille industrielle, le calutron. Cette méthode, assez inefficace, a été largement abandonnée depuis.
Diffusion gazeuse
Ce procédé est basé sur la différence de masse, très faible, existant entre les molécules d’hexafluorure d'uranium 235, plus légères que celles d’hexafluorure d'uranium 238. En les faisant filtrer à travers des membranes adaptées, on arrive en multipliant suffisamment le nombre de cycles à obtenir de l’uranium enrichi.
La diffusion gazeuse requiert environ 60 fois plus d'énergie que le procédé d'ultracentrifugation, soit environ 6 % de l'énergie qui sera finalement produite avec l'uranium enrichi résultant.
C'est une méthode qui était utilisée depuis la guerre froide et en France dans la première génération de l'usine d'Eurodif au Tricastin (Drôme), elle tend aujourd'hui à être remplacée par des procédés moins coûteux.
Centrifugation Ultracentrifugation
left|thumb|alt=Schéma d'une centrifugeuse cylindrique de type Zippe.|upright=0.5|Centrifugeuse de type Zippe right|thumb|alt=Photo d'une usine d'ultracentrifugation-gaz à Piketon, en Ohio, 1984|Colonnes d'ultracentrifugation en phase gazeuse, montées en cascade. Ce procédé consiste à utiliser des centrifugeuses tournant à très grande vitesse. Les molécules les plus lourdes (UF) se retrouvent projetées à la périphérie, alors que les plus légères (UF) migrent vers le milieu de la centrifugeuse. En outre, la partie inférieure de la centrifugeuse est chaufféeDescription des centrifugeuses, URENCO, 2001., ce qui crée un mouvement de convection où la colonne centrale monte et s'enrichit en uranium 235 en hauteur, tandis que le 238 migre vers le bas. Comme pour la diffusion gazeuse, le traitement doit être appliqué de nombreuses fois pour obtenir un enrichissement suffisant. Les centrifugeuses sont donc montées en cascades, le gaz passant de l'une à la suivante en augmentant progressivement sa teneur. La centrifugeuse Zippe est l'ancêtre de la centrifugeuse standard ; cette technologie a été employée au Pakistan.
Enrichissement par flux laminaire right|thumb|alt=Schéma d'un système d'enrichissement par séparation de flux. Un gaz porteur emporte de l'hexafluorure d'uranium gazeux dans un dispositif où la trajectoire du flux est courbée, ce qui permet de récupérer deux fractions de gaz, une enrichie et une appauvrie.|Schéma de principe de l'enrichissement par séparation de flux. L'enrichissement par séparation de flux utilise la force centrifuge créée dans un gaz suivant à grande vitesse une trajectoire courbe à faible rayon. Le principe de la séparation (le gradient de pression dû aux différences de masses moléculaires) est le même que dans l'ultracentrifugation, l'avantage du dispositif étant d'éliminer les pièces mécaniques mobiles. L'effet est amélioré en diffusant l'hexafluorure d'uranium dans de l'hydrogène ou de l'hélium, ce qui améliore la vitesse du flux sans freiner la diffusion de UF6 dans la veine gazeuse. Ce procédé a été développé en Afrique du Sud, et une usine expérimentale a été construite au Brésil. Toutefois, il n'est pas employé à échelle industrielle, du fait de sa grande consommation énergétique.
Séparation chimique Le procédé Chemex : un procédé chimique, qui consiste en des échanges répétés entre une phase aqueuse d'uranium trivalent et une phase organique d'uranium tétravalent. L'enrichissement se fonde sur l'idée que la vitesse de réaction chimique n'est pas rigoureusement la même pour les deux isotopes, l'U-235 tendant à se concentrer dans la forme UUranium Production, FAS, 2013.. Les solutions sont préparées en utilisant l'uranium naturel et non l'UF6.
Cette technologie développée par la France n'est pas arrivée à une maturité suffisante pour être industrialisée.
Séparation par laser La séparation par laser joue sur la légère différence de spectre électromagnétique entre l'U-235 et l'U-238, due à ce que l'environnement des électrons externes n'est pas tout à fait le même dans les deux atomes. En ajustant convenablement la fréquence de la lumière excitatrice, il est alors possible d'exciter sélectivement l'un ou l'autre isotope, jusqu'à arracher l'électron externe et ioniser l'atome.
La Séparation Isotopique par Laser sur Vapeur Atomique de l’uranium (SILVA) est un procédé français, développé par le CEA à partir des années 1980Fin des études du procédé d'enrichissement de l'uranium par laser SILVA, Futura-Sciences. Dans cette technique, l'uranium métal est vaporisé et des faisceaux laser éclairent cette vapeur pour ioniser sélectivement l'uranium 235, qui est collecté sur des plaques chargées négativement. L'uranium 238, encore neutre, se condense sur le toit du séparateur. Jugé peu concurrentiel par rapport à l'ultracentrifugation, ce procédé a vu ses études arrêtées en 2004Uranium Enrichment and Fuel Fabrication, WISE, 2013. après que le procédé a atteint le stade de démonstrateur.
Développé en Australie depuis le début des années 1990, le procédé SILEX (en anglais ) se fonde au contraire sur l’excitation de molécules d'UF6. Cette technologie est l'objet d'études d'industrialisation Actualité de Global Laser Enrichment (GLE), filiale de GE Hitachi Nuclear Energy ; et apparaît être sur le point d'arriver à une maturité suffisante pour être employée industriellement.
Enrichissement industriel Industrialisation des procédés
La plupart des procédés d'enrichissement ont un facteur de séparation faible, insuffisant pour obtenir l'enrichissement visé en une seule étape. De ce fait, l'enrichissement de l'uranium est généralement effectué à travers un procédé en cascade. Par exemple, pour enrichir de l'uranium naturel à 0,71 % jusqu'à une teneur de 3,5 % par un procédé dont le facteur de séparation est de 1,0833, il sera nécessaire d'enchaîner au moins log(4,93)/log(1,0833)= vingt étages d'enrichissement.
Les unités élémentaires employées dans ces cascades d'enrichissement ont généralement un pouvoir séparateur homogène quand il est exprimé en unité de travail de séparation (UTS). Cette unité représente le travail nécessaire à l'enrichissement isotopique d'un mélange ; elle évalue le coût technique de la séparation d'un kilogramme d'uranium en deux lots de teneur isotopique différente. Le coût économique du traitement par une filière dépend ensuite du coût d'une unité élémentaire et de sa consommation énergétique. Historiquement, les premiers procédés employés à échelle industrielle ont été dans les années 1950 la diffusion gazeuse, puis à partir des années 1970 l'industrialisation des procédés d'enrichissement par centrifugation a permis une moindre consommation d'énergie ; le procédé émergent des années 2010 devrait être la séparation par laser exploitant le procédé SILEX.
Marché mondial de l'enrichissement right|thumb|alt=Vue aérienne du centre d'enrichissement de Paducah.|Usine d'enrichissement de Paducah (États-Unis). Certains réacteurs utilisent l'uranium naturel comme combustible, et n'ont donc pas recours à l'enrichissement ; c'est le cas des réacteurs de la filière britannique Magnox et de la filière canadienne Candu, présente au Canada, en Inde et en Roumanie. La plupart des réacteurs en fonctionnement dans le monde utilisent cependant de l'uranium enrichi. Le secteur est en surcapacité significative depuis 2011..