ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ เป็น ยูเรเนียมชนิดหนึ่งที่มีเปอร์เซ็นต์องค์ประกอบของยูเรเนียม-235 (เขียนว่า²³⁵ U) เพิ่มขึ้นผ่านกระบวนการแยกไอโซโทปยูเรเนียมที่เกิดขึ้นตามธรรมชาติประกอบด้วยไอโซโทป หลักสามชนิด ได้แก่ยูเรเนียม-238 ( ²³⁸ U, ความอุดมสมบูรณ์ตามธรรมชาติ 99.2732–99.2752% ), ยูเรเนียม-235 ( ²³⁵ U, 0.7198–0.7210%) และยูเรเนียม-234 ( ²³⁴ U, 0.0049–0.0059%) ^{[ 1 ] 235} U เป็นนิวไคลด์ดั้งเดิม เพียงชนิดเดียว ที่มีอยู่ในธรรมชาติในปริมาณมากที่สามารถแตกตัว ได้ ด้วยนิวตรอนความร้อน^{[ 2 ]}

ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะใช้ทั้งใน การผลิต ไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์ พลเรือน และอาวุธนิวเคลียร์ทาง ทหาร ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำ (LEU) ซึ่งมี²³⁵ U น้อยกว่า 20% ใช้เป็นเชื้อเพลิงในเครื่องปฏิกรณ์น้ำเบาซึ่งเป็นเครื่องปฏิกรณ์พลังงานนิวเคลียร์ส่วนใหญ่ทั่วโลก^{[ 3 ]}ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (HEU) ซึ่งมี²³⁵ U 20% หรือมากกว่า ถูกนำมาใช้ในอาวุธนิวเคลียร์ เครื่อง ปฏิกรณ์ขับเคลื่อนเรือเครื่องปฏิกรณ์วิจัยบางประเภทและการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์เฉพาะทางบางแบบ มีปริมาณยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูงประมาณ 2,000 ตันทั่วโลก^{[ 4 ]} 

การเสริมสมรรถนะขนาดใหญ่ได้รับการพัฒนาขึ้นครั้งแรกในโครงการแมนฮัตตันซึ่งใช้การแพร่กระจายของก๊าซและการแยกไอโซโทปด้วยสนามแม่เหล็กไฟฟ้าเพื่อผลิตยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ ในอดีต การแพร่กระจายของก๊าซและเครื่องหมุนเหวี่ยงก๊าซเป็นสองวิธีการเสริมสมรรถนะที่ดำเนินการในเชิงพาณิชย์ แต่ปัจจุบันการแพร่กระจายของก๊าซล้าสมัยและถูกแทนที่ด้วยเทคโนโลยีเครื่องหมุนเหวี่ยงในการใช้งานเชิงพาณิชย์^{[ 5 ] [ 6 ]}การแยกไอโซโทปด้วยเลเซอร์ได้รับการพัฒนาขึ้นเช่นกันในฐานะเทคโนโลยีเสริมสมรรถนะรุ่นที่สามที่เป็นไปได้ บริษัท Global Laser Enrichmentได้ยื่นขอใบอนุญาตโรงงานเสริมสมรรถนะยูเรเนียมด้วยเลเซอร์ในสหรัฐอเมริกา แต่การหมุนเหวี่ยงยังคงเป็นกระบวนการเสริมสมรรถนะที่ใช้ในเชิงพาณิชย์^{[ 7 ]}

ยูเรเนียม²³⁸ที่เหลืออยู่หลังจากการเสริมสมรรถนะเรียกว่ายูเรเนียมด้อยสมรรถนะ (DU) ซึ่งมีกัมมันตภาพรังสี ต่ำ กว่ายูเรเนียมธรรมชาติมาก แม้ว่าจะยังมีความหนาแน่นสูงก็ตาม ยูเรเนียมด้อยสมรรถนะถูกนำมาใช้เป็น วัสดุ ป้องกันรังสีและในอาวุธเจาะเกราะ

ยูเรเนียมที่ขุดได้จากใต้พื้นโลกโดยตรงนั้นไม่เหมาะสมที่จะใช้เป็นเชื้อเพลิงสำหรับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ส่วนใหญ่ และต้องผ่านกระบวนการเพิ่มเติมเพื่อให้สามารถใช้งานได้ ( เครื่องปฏิกรณ์ นิวเคลียร์แบบ CANDUเป็นข้อยกเว้นที่สำคัญ) การทำเหมืองยูเรเนียมนั้นทำได้ทั้งใต้ดินหรือในเหมืองเปิด ขึ้นอยู่กับความลึกที่พบ หลังจาก ขุด แร่ยูเรเนียมแล้ว จะต้องผ่านกระบวนการบดเพื่อสกัดยูเรเนียมออกจากแร่

สิ่งนี้สำเร็จได้ด้วยการผสมผสานกระบวนการทางเคมี โดยผลิตภัณฑ์สุดท้ายคือยูเรเนียมออกไซด์เข้มข้น ซึ่งรู้จักกันในชื่อ " เยลโลว์เค้ก " ซึ่งมีปริมาณยูเรเนียมประมาณ 80% ในขณะที่แร่ดั้งเดิมมักมีปริมาณยูเรเนียมเพียง 0.1% เท่านั้น^{[ 8 ]}

กากยูเรเนียมสีเหลืองนี้จะถูกนำไปแปรรูปเพิ่มเติมเพื่อให้ได้ยูเรเนียมในรูปแบบที่ต้องการซึ่งเหมาะสมสำหรับ การผลิต เชื้อเพลิงนิวเคลียร์หลังจากกระบวนการบดเสร็จสิ้น ยูเรเนียมจะต้องผ่านกระบวนการแปลงสภาพต่อไป "เป็นยูเรเนียมไดออกไซด์ซึ่งสามารถใช้เป็นเชื้อเพลิงสำหรับเครื่องปฏิกรณ์ประเภทที่ไม่ต้องการยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ หรือเป็นยูเรเนียมเฮกซาฟลูออไรด์ซึ่งสามารถเสริมสมรรถนะเพื่อผลิตเชื้อเพลิงสำหรับเครื่องปฏิกรณ์ส่วนใหญ่" ^{[ 9 ]}ยูเรเนียมที่เกิดขึ้นตามธรรมชาติประกอบด้วยส่วนผสมของ²³⁵ U และ²³⁸ U โดย²³⁵ U เป็นไอโซโทปที่สามารถแตกตัวได้ง่ายด้วยนิวตรอนในขณะที่ส่วนที่เหลือเป็น²³⁸ U แต่ในธรรมชาติ แร่ที่สกัดได้มากกว่า 99% เป็น²³⁸ U เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ส่วนใหญ่ต้องการยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ ซึ่งเป็นยูเรเนียมที่มีความเข้มข้นของ²³⁵ U สูงกว่า โดยมีค่าอยู่ระหว่าง 3.5% ถึง 4.5% (แม้ว่าเครื่องปฏิกรณ์บางแบบที่ใช้กราไฟต์หรือน้ำหนักมากเป็นตัวหน่วง เช่นRBMKและCANDUจะสามารถทำงานได้โดยใช้ยูเรเนียมธรรมชาติเป็นเชื้อเพลิง) มีกระบวนการเสริมสมรรถนะเชิงพาณิชย์สองวิธี ได้แก่การแพร่กระจายของก๊าซและการเหวี่ยงแยกก๊าซ กระบวนการเสริมสมรรถนะ ทั้งสองวิธีนี้เกี่ยวข้องกับการใช้ยูเรเนียมเฮกซาฟลูออไรด์และผลิตยูเรเนียมออกไซด์เสริมสมรรถนะ^{[ 10 ]}

ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (HEU)

ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (HEU) มีความเข้มข้นของ^235U 20% หรือสูงกว่า ระดับการเสริมสมรรถนะสูงนี้จำเป็นสำหรับอาวุธนิวเคลียร์และการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์เฉพาะบางแบบ ยูเรเนียมฟิสไซล์ใน ส่วนประกอบหลัก ของอาวุธนิวเคลียร์ มักมี ^235U 85% หรือมากกว่าซึ่งเรียกว่าเกรดอาวุธแม้ว่าในทางทฤษฎีสำหรับการออกแบบการระเบิดภายใน ความเข้มข้นขั้นต่ำ 20% ก็อาจเพียงพอ (เรียกว่าใช้งานได้) แม้ว่าจะต้องใช้วัสดุหลายร้อยกิโลกรัมและ "ไม่สามารถออกแบบได้ในทางปฏิบัติ" ^{[ 15 ] [ 16 ]}การเสริมสมรรถนะที่ต่ำกว่านั้นก็เป็นไปได้ในทางทฤษฎี แต่เมื่อเปอร์เซ็นต์การเสริมสมรรถนะลดลงมวลวิกฤตสำหรับนิวตรอนเร็ว ที่ไม่ถูกลดทอน จะเพิ่มขึ้นอย่างรวดเร็ว ตัวอย่างเช่นต้องใช้ มวล อนันต์ ของ ^235U 5.4% ^{[ 15 ]}สำหรับ การทดลอง วิกฤตการเสริมสมรรถนะของยูเรเนียมให้สูงกว่า 97% ได้สำเร็จแล้ว^{[ 17 ]}

ระเบิดยูเรเนียมลูกแรกชื่อ " ลิตเติลบอย " ที่สหรัฐอเมริกาทิ้งลงฮิโรชิมาในปี 1945 ใช้ ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 80% จำนวน 64 กิโลกรัม (141 ปอนด์)การห่อหุ้มแกนฟิสไซล์ของอาวุธด้วยตัวสะท้อนนิวตรอน (ซึ่งเป็นมาตรฐานในวัตถุระเบิดนิวเคลียร์ทุกชนิด) สามารถลดมวลวิกฤตลงได้อย่างมาก เนื่องจากแกนถูกล้อมรอบด้วยตัวสะท้อนนิวตรอน เมื่อระเบิด แกนจะมีมวลเกือบ 2.5 เท่าของมวลวิกฤต ตัวสะท้อนนิวตรอนจะบีบอัดแกนฟิสไซล์ผ่านการระเบิดแบบยุบตัวการเพิ่มพลังงานฟิวชั่นและ "การอัด" ซึ่งชะลอการขยายตัวของแกนฟิสชันด้วยแรงเฉื่อย ทำให้สามารถออกแบบอาวุธนิวเคลียร์ที่ใช้มวลน้อยกว่ามวลวิกฤตของทรงกลมเปล่าที่ความหนาแน่นปกติได้ การมี ไอโซโทป ^238U มากเกินไป จะยับยั้งปฏิกิริยาลูกโซ่นิวเคลียร์ ที่ควบคุมไม่ได้ ซึ่งเป็นสาเหตุของพลังงานของอาวุธ มวลวิกฤตสำหรับยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง 85% อยู่ที่ประมาณ50 กิโลกรัม (110 ปอนด์)ซึ่งที่ความหนาแน่นปกติจะเป็นทรงกลมที่มีเส้นผ่านศูนย์กลาง ประมาณ 17 เซนติเมตร (6.7 นิ้ว) ^{[ 10 ]}แกนยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูงที่ใช้ในการทดสอบนิวเคลียร์ครั้งแรกของจีนโครงการ 596มีน้ำหนักประมาณ 15 กิโลกรัม^{[ 18 ]}ซึ่งสอดคล้องกับเส้นผ่านศูนย์กลาง 11.4 เซนติเมตร   

อาวุธนิวเคลียร์ของสหรัฐฯ ในยุคหลังมักใช้พลูโทเนียม-239ในขั้นตอนหลัก แต่ในขั้นตอนรองที่เป็นปลอกหุ้มหรือตัวบีบอัด ซึ่งถูกบีบอัดโดยการระเบิดนิวเคลียร์หลัก มักใช้ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (HEU) ที่มีความเข้มข้นระหว่าง 40% ถึง 80% ^{[ 19 ]}ร่วมกับเชื้อเพลิงฟิวชันลิเธียมดิวเทอไรด์การออกแบบหลายขั้นตอนนี้ช่วยเพิ่มประสิทธิภาพและประสิทธิผลของอาวุธนิวเคลียร์ ทำให้สามารถควบคุมการปลดปล่อยพลังงานระหว่างการระเบิดได้ดียิ่งขึ้น สำหรับขั้นตอนรองของอาวุธนิวเคลียร์ขนาดใหญ่ มวลวิกฤตที่สูงกว่าของยูเรเนียมเสริมสมรรถนะน้อยกว่าอาจเป็นข้อได้เปรียบ เนื่องจากทำให้แกนกลางในเวลาระเบิดมีเชื้อเพลิงในปริมาณที่มากขึ้น กลยุทธ์การออกแบบนี้ช่วยเพิ่มประสิทธิภาพผลผลิตการระเบิดและประสิทธิภาพของระบบอาวุธนิวเคลียร์ขั้นสูง ยูเรเนียม ²³⁸ไม่ได้ถูกกล่าวว่าเป็นสารที่สามารถแตกตัวได้ แต่ยังคงสามารถแตกตัวได้ด้วยนิวตรอนเร็ว (>2 MeV) เช่นเดียวกับที่ผลิตขึ้นระหว่างฟิวชัน D–T ^{[ 20 ]}

ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (HEU) ยังใช้ในเครื่องปฏิกรณ์นิวตรอนเร็วซึ่งแกนกลางต้องการวัสดุฟิสไซล์ประมาณ 20% หรือมากกว่านั้น รวมถึงในเครื่องปฏิกรณ์ทางทะเล ซึ่งมักจะมี ²³⁵ U อย่างน้อย 50% แต่โดยทั่วไปจะไม่เกิน 90% ระบบเครื่องปฏิกรณ์เฉพาะทางเหล่านี้อาศัยยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูงสำหรับข้อกำหนดการทำงานเฉพาะ รวมถึงฟลักซ์นิวตรอนสูงและการควบคุมพลวัตของเครื่องปฏิกรณ์อย่างแม่นยำ ต้นแบบ เครื่องปฏิกรณ์เร็วเชิงพาณิชย์ Fermi-1ใช้ HEU ที่มี 235 U ^26.5 % มีการใช้ HEU ในปริมาณมากในการผลิตไอโซโทปทางการแพทย์เช่นโมลิบเดนัม-99สำหรับ เครื่อง กำเนิดเทคนีเซียม-99m ^{[ 21 ]}อุตสาหกรรมการแพทย์ได้รับประโยชน์จากคุณสมบัติเฉพาะของยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง ซึ่งช่วยให้สามารถผลิตไอโซโทปที่สำคัญซึ่งจำเป็นสำหรับการถ่ายภาพวินิจฉัยและการใช้งานทางการรักษาได้อย่างมีประสิทธิภาพ

การแยกไอโซโทปทำได้ยาก เนื่องจากไอโซโทปของธาตุชนิดเดียวกันมีคุณสมบัติทางเคมีเกือบเหมือนกัน และมีมวลแตกต่างกันเพียงเล็กน้อย ในกรณีของยูเรเนียม^235Uมีมวลเบากว่า^238U ประมาณ 1.26% การเสริมสมรรถนะเชิงพาณิชย์มักใช้ยูเรเนียมเฮกซาฟลูออไรด์ (UF6 แทนยูเรเนียมอะตอม ซึ่งช่วยลดความแตกต่างของมวลสัมพัทธ์ระหว่างโมเลกุลที่มีไอโซโทปทั้งสองชนิดลงอีก^{[ 5 ]} UF6 ถูกใช้เนื่องจากฟลูออรีนมีไอโซโทปที่เกิดขึ้นตามธรรมชาติเพียงชนิดเดียว และเนื่องจาก UF6 ของก๊าซที่อุณหภูมิการทำงานที่เหมาะสม^{[ 6 ]}

เนื่องจากแต่ละขั้นตอนการแยกทำให้ความเข้มข้นของไอโซโทปเปลี่ยนแปลงเพียงเล็กน้อย โรงงานเสริมสมรรถนะจึงใช้ ระบบหลายขั้นตอน ต่อเนื่องกันแต่ละขั้นตอนจะส่งกระแสผลิตภัณฑ์ที่มีความเข้มข้นสูงขึ้นเล็กน้อยไปยังขั้นตอนถัดไป และส่งกระแสผลิตภัณฑ์ที่มีความเข้มข้นลดลงเล็กน้อยกลับไปยังขั้นตอนก่อนหน้า

ในอดีต วิธีการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมสองวิธีที่ดำเนินการในเชิงพาณิชย์ ได้แก่การแพร่กระจายก๊าซและการใช้เครื่องเหวี่ยงแยกก๊าซการแพร่กระจายก๊าซเป็นกระบวนการเสริมสมรรถนะเชิงพาณิชย์วิธีแรก แต่ใช้พลังงานสูงและถูกแทนที่ด้วยเทคโนโลยีเครื่องเหวี่ยงแยกก๊าซในการใช้งานเชิงพาณิชย์^{[ 5 ]}โรงงานแพร่กระจายก๊าซเชิงพาณิชย์ขนาดใหญ่แห่งสุดท้าย คือโรงงานแพร่กระจายก๊าซแพดูคาห์ในสหรัฐอเมริกา ได้ยุติการดำเนินงานเสริมสมรรถนะในปี 2013 ^{[ 22 ]}

ในช่วงกลางทศวรรษ 2020 การเสริมสมรรถนะยูเรเนียมเชิงพาณิชย์ดำเนินการโดยโรงงานเครื่องเหวี่ยงแก๊ส การเสริมสมรรถนะด้วยเครื่องเหวี่ยงใช้แก๊ส UF6 แยกไอโซโทปโดยใช้ประโยชน์จากความแตกต่างของมวลเล็กน้อยระหว่างโมเลกุลที่มี^235Uและ^238Uโรงงานเครื่องเหวี่ยงที่ทันสมัยต้องการไฟฟ้าที่น้อยกว่าโรงงานการแพร่กระจายแก๊สมาก สมาคมนิวเคลียร์โลกประมาณการว่าโรงงานเครื่องเหวี่ยงที่ทันสมัยใช้พลังงานประมาณ 40–50 kWh ต่อหน่วยงานแยกเมื่อเทียบกับประมาณ 2,400–2,500 kWh ต่อ SWU สำหรับการแพร่กระจายแก๊ส^{[ 5 ]}

การแยกไอโซโทปด้วยเลเซอร์ยังได้รับการศึกษาในฐานะเทคโนโลยีการเสริมสมรรถนะรุ่นที่สามที่เป็นไปได้ กระบวนการหนึ่งดังกล่าวคือSILEXซึ่งกำลังดำเนินการเชิงพาณิชย์โดยGlobal Laser Enrichment (GLE) ในปี 2025 GLE ได้ยื่นคำขอใบอนุญาตสำหรับโรงงานเสริมสมรรถนะด้วยเลเซอร์ Paducah ที่เสนอ และคณะกรรมการกำกับดูแลนิวเคลียร์ยอมรับคำขอเพื่อการตรวจสอบรายละเอียด^{[ 7 ]}การเสริมสมรรถนะด้วยเลเซอร์ยังไม่สามารถแทนที่การเสริมสมรรถนะด้วยเครื่องเหวี่ยงในเชิงพาณิชย์ได้

เทคนิคการแพร่กระจาย

การแพร่กระจายของก๊าซ

การแพร่กระจายของก๊าซเป็นเทคโนโลยีที่ใช้ในการผลิตยูเรเนียมเสริมสมรรถนะโดยการบังคับให้ก๊าซยูเรเนียมเฮกซาฟลูออไรด์ ('hex') ผ่านเยื่อกึ่งซึมผ่านได้ซึ่งทำให้เกิดการแยกตัวเล็กน้อยระหว่างโมเลกุลที่มี^235Uและ^238Uตลอดช่วงสงครามเย็นการแพร่กระจายของก๊าซมีบทบาทสำคัญในฐานะเทคนิคการเสริมสมรรถนะยูเรเนียม และในปี 2008 คิดเป็นประมาณ 33% ของการผลิตยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ^{[ 23 ]}แต่ในปี 2011 ถูกพิจารณาว่าเป็นเทคโนโลยีที่ล้าสมัยและกำลังถูกแทนที่ด้วยเทคโนโลยีรุ่นใหม่กว่าอย่างต่อเนื่องเมื่อโรงงานแพร่กระจายถึงจุดสิ้นสุดของอายุการใช้งาน^{[ 24 ]}ในปี 2013 โรงงาน Paducahในสหรัฐอเมริกาได้หยุดดำเนินการ ซึ่งเป็น โรงงานแพร่กระจายก๊าซ ^235Uเชิงพาณิชย์แห่งสุดท้ายในโลก^{[ 25 ]}

การแพร่ความร้อน

การแพร่ความร้อนใช้การถ่ายเทความร้อนผ่านของเหลวหรือก๊าซบางๆ เพื่อทำการแยกไอโซโทป^{[ 20 ]} กระบวนการนี้ใช้ประโยชน์จากข้อเท็จจริงที่ว่า โมเลกุลก๊าซ ^235U ที่เบากว่า จะแพร่ไปยังพื้นผิวที่ร้อน และ โมเลกุลก๊าซ ^238U ที่หนักกว่า จะแพร่ไปยังพื้นผิวที่เย็น ที่ โรงงาน S-50ในโอ๊คริดจ์ รัฐเทนเนสซีในช่วงสงครามโลกครั้งที่สองยูเรเนียมเฮกซาฟลูออไรด์เหลวถูกวางไว้ระหว่างท่อแนวตั้งสองท่อที่ซ้อนกัน โดยท่อด้านในถูกทำให้ร้อนและท่อด้านนอกถูกทำให้เย็น สิ่งนี้ทำให้โมเลกุล 235U ที่เบากว่าเคลื่อนที่ไปยังผนังด้านในที่ร้อนและโมเลกุล 238U ที่หนักกว่าไปยังผนังด้านนอกที่เย็น โดยกระแสการพาความ ร้อน จะนำยูเรเนียมเสริมสมรรถนะขึ้นไปด้านบนเพื่อรวบรวม และความสูงของคอลัมน์มีอิทธิพลโดยตรงต่อระดับการแยก^{[ 26 ]}โรงงานนี้ถูกใช้เพื่อเตรียมวัสดุป้อนสำหรับกระบวนการแยกไอโซโทปด้วยแม่เหล็กไฟฟ้า (EMIS) แต่ต่อมาถูกยกเลิกและหันมาใช้การแพร่ก๊าซแทน

เทคนิคการใช้เครื่องเหวี่ยงแยกสาร

เครื่องเหวี่ยงแก๊ส

กระบวนการแยกด้วยแรงเหวี่ยงแก๊สใช้กระบอกหมุนจำนวนมากเรียงกันเป็นอนุกรมและขนาน การหมุนของกระบอกแต่ละอันสร้างแรงสู่ศูนย์กลางที่ แข็งแกร่ง ทำให้โมเลกุลแก๊สที่หนักกว่าซึ่งมี²³⁸ U เคลื่อนที่ในแนวสัมผัสไปทางด้านนอกของกระบอก และโมเลกุลแก๊สที่เบากว่าซึ่งอุดมไปด้วย²³⁵ U จะรวมตัวกันใกล้กับศูนย์กลางมากขึ้น กระบวนการนี้ใช้พลังงานน้อยกว่ามากเพื่อให้ได้การแยกในระดับเดียวกันเมื่อเทียบกับกระบวนการแพร่แก๊สแบบเก่า ซึ่งส่วนใหญ่ถูกแทนที่ด้วยกระบวนการนี้แล้ว ดังนั้นจึงเป็นวิธีการที่นิยมใช้ในปัจจุบันและเรียกว่ารุ่นที่สอง มีปัจจัยการแยกต่อขั้นตอนอยู่ที่ 1.3 เมื่อเทียบกับการแพร่แก๊สที่ 1.005 ^{[ 23 ]}ซึ่งหมายถึงความต้องการพลังงานประมาณหนึ่งในห้าสิบ เทคนิคการแยกด้วยแรงเหวี่ยงแก๊สผลิตยูเรเนียมเสริมสมรรถนะได้เกือบ 100% ของโลก ต้นทุนต่อหน่วยงานแยกอยู่ที่ประมาณ 100 ดอลลาร์ต่อหน่วยงานแยก (SWU) ทำให้ถูกกว่าเทคนิคการแพร่แก๊สแบบมาตรฐานประมาณ 40% ^{[ 27 ]}

เครื่องเหวี่ยงแยกสาร Zippe

เครื่องเหวี่ยงแยกแบบ Zippe เป็นการพัฒนาต่อยอดจากเครื่องเหวี่ยงแยกก๊าซแบบมาตรฐาน โดยความแตกต่างหลักอยู่ที่การใช้ความร้อน ส่วนล่างของกระบอกหมุนจะถูกทำให้ร้อน ทำให้เกิดกระแสการพาความร้อนที่ผลักดัน^235Uขึ้นไปตามกระบอก ซึ่งสามารถเก็บรวบรวมได้โดยใช้ที่ตัก เครื่องเหวี่ยงแยกแบบปรับปรุงนี้ถูกนำไปใช้ในเชิงพาณิชย์โดยบริษัท Urencoเพื่อผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ และปากีสถานก็เคยใช้ในโครงการอาวุธนิวเคลียร์ของตนด้วย

เทคนิคอื่นๆ

กระบวนการทางอากาศพลศาสตร์

Aerodynamic enrichment processes include the Becker jet nozzle techniques developed by E. W. Becker and associates using the LIGA process and the vortex tube separation process. These aerodynamic separation processes depend upon diffusion driven by pressure gradients, as does the gas centrifuge. They in general have the disadvantage of requiring complex systems of cascading of individual separating elements to minimize energy consumption. In effect, aerodynamic processes can be considered as non-rotating centrifuges. Enhancement of the centrifugal forces is achieved by dilution of UF with hydrogen or helium as a carrier gas achieving a much higher flow velocity for the gas than could be obtained using pure uranium hexafluoride. The Uranium Enrichment Corporation of South Africa (UCOR) developed and deployed the continuous Helikon vortex separation cascade for high production rate low-enrichment and the substantially different semi-batch Pelsakon low production rate high enrichment cascade both using a particular vortex tube separator design, and both embodied in industrial plant. A demonstration plant was built in Brazil by NUCLEI, a consortium led by Industrias Nucleares do Brasil that used the separation nozzle process. All methods have high energy consumption and substantial requirements for removal of waste heat; none is currently still in use.

Electromagnetic isotope separation

In the electromagnetic isotope separation process (EMIS), metallic uranium is first vaporized, and then ionized to positively charged ions. The cations are then accelerated and subsequently deflected by magnetic fields onto their respective collection targets. A production-scale mass spectrometer named the calutron was developed during World War II that provided some of the ²³⁵U used for the Little Boy nuclear bomb, which was dropped over Hiroshima in 1945. Properly the term 'calutron' applies to a multistage device arranged in a large oval around a powerful electromagnet. Electromagnetic isotope separation has been largely abandoned in favour of more effective methods.

วิธีการทางเคมี

กระบวนการทางเคมีหนึ่งได้รับการสาธิตในระดับโรงงานนำร่องแล้ว แต่ยังไม่ได้นำไปใช้ในการผลิต กระบวนการ CHEMEX ของฝรั่งเศสใช้ประโยชน์จากความแตกต่างเพียงเล็กน้อยในแนวโน้มของไอโซโทปทั้งสองที่จะเปลี่ยนวา เลนซี ในการออกซิเดชัน/รีดักชัน โดยใช้เฟสของเหลวและเฟสอินทรีย์ที่ไม่สามารถผสมกันได้ ในขณะเดียวกัน บริษัท Asahi Chemical ในญี่ปุ่น ได้พัฒนากระบวนการแลกเปลี่ยนไอออนที่ใช้เคมีคล้ายกัน แต่มีผลในการแยกสารบนคอลัมน์แลกเปลี่ยนไอออน เรซินที่เป็นกรรมสิทธิ์เฉพาะ

การแยกพลาสมา

กระบวนการแยกพลาสมา (PSP) เป็นเทคนิคที่ใช้ประโยชน์จากแม่เหล็กตัวนำยิ่งยวดและฟิสิกส์ของพลาสมาในกระบวนการนี้ หลักการของไอออนไซโคลตรอนเรโซแนนซ์ถูกนำมาใช้เพื่อเพิ่มพลังงานให้กับ ไอโซโทป ^235Uในพลาสมาที่มีส่วนผสมของไอออน หลายชนิด ประเทศฝรั่งเศสได้พัฒนา PSP เวอร์ชันของตนเอง ซึ่งเรียกว่า RCI งบประมาณสำหรับ RCI ถูกลดลงอย่างมากในปี 1986 และโครงการถูกระงับประมาณปี 1990 แม้ว่า RCI ยังคงถูกนำมาใช้สำหรับการแยกไอโซโทปเสถียรอยู่ก็ตาม

"งานแยก"—ปริมาณการแยกที่ทำโดยกระบวนการเสริมสมรรถนะ—เป็นฟังก์ชันของความเข้มข้นของวัตถุดิบ ผลผลิตที่เสริมสมรรถนะ และกากที่หมดสภาพ และแสดงในหน่วยที่คำนวณให้เป็นสัดส่วนกับอินพุตทั้งหมด (พลังงาน / เวลาการทำงานของเครื่องจักร) และมวลที่ประมวลผล งานแยกไม่ใช่พลังงานปริมาณงานแยกที่เท่ากันจะต้องการพลังงานในปริมาณที่แตกต่างกัน ขึ้นอยู่กับประสิทธิภาพของเทคโนโลยีการแยก^{[ 20 ]}งานแยกวัดในหน่วยงานแยก SWU, kg SW หรือ kg UTA (จากภาษาเยอรมันUrantrennarbeit – แปลตรงตัวว่างานแยกยูเรเนียม ) การใช้ประโยชน์จากงานแยกอย่างมีประสิทธิภาพเป็นสิ่งสำคัญสำหรับการเพิ่มประสิทธิภาพทางเศรษฐกิจและการดำเนินงานของโรงงานเสริมสมรรถนะยูเรเนียม

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

นอกเหนือจากหน่วยงานแยกส่วนที่โรงงานเสริมสมรรถนะจัดหาให้แล้ว พารามิเตอร์สำคัญอีกประการหนึ่งที่ต้องพิจารณาคือ มวลของยูเรเนียมธรรมชาติ (NU) ที่จำเป็นเพื่อให้ได้มวลของยูเรเนียมเสริมสมรรถนะที่ต้องการ เช่นเดียวกับจำนวนหน่วยงานแยกส่วน ปริมาณวัตถุดิบที่ต้องการจะขึ้นอยู่กับระดับการเสริมสมรรถนะที่ต้องการและปริมาณของ^235Uที่เหลืออยู่ในยูเรเนียมที่ลดทอนสมรรถนะ (DU) อย่างไรก็ตาม ต่างจากจำนวนหน่วยงานแยกส่วนที่ต้องการในระหว่างการเสริมสมรรถนะ ซึ่งจะเพิ่มขึ้นเมื่อระดับของ^235Uในกระแสที่ลดทอนสมรรถนะลดลง ปริมาณ NU ที่ต้องการจะลดลงเมื่อระดับของ^235Uที่เหลืออยู่ใน DU ลดลง

ตัวอย่างเช่น ในกระบวนการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำ (LEU) สำหรับใช้ในเครื่องปฏิกรณ์น้ำเบา โดยทั่วไปแล้ว กระแสยูเรเนียมเสริมสมรรถนะจะมีไอโซโทป²³⁵ U อยู่ 3.6% (เมื่อเทียบกับ 0.7% ในยูเรเนียมปกติ) ในขณะที่กระแสยูเรเนียมด้อยสมรรถนะจะมี ไอโซโทป ²³⁵ U อยู่ 0.2% ถึง 0.3% ในการผลิต LEU หนึ่งกิโลกรัม จะต้องใช้ยูเรเนียมปกติประมาณ 8 กิโลกรัม และยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 4.5 ​​หน่วย SWU หากอนุญาตให้กระแสยูเรเนียมด้อยสมรรถนะมีไอโซโทป²³⁵ U อยู่ที่ 0.3% ในทางกลับกัน หากกระแสยูเรเนียมด้อยสมรรถนะมีไอโซโทป²³⁵ U เพียง 0.2% ก็จะต้องใช้ยูเรเนียมปกติเพียง 6.7 กิโลกรัม แต่จะต้องใช้ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะเกือบ 5.7 หน่วย SWU เนื่องจากปริมาณ NU ที่ต้องการและจำนวน SWU ที่ต้องการระหว่างกระบวนการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมเปลี่ยนแปลงไปในทิศทางตรงกันข้าม หาก NU มีราคาถูกและบริการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมมีราคาแพงกว่า ผู้ประกอบการมักจะเลือกที่จะ ปล่อยให้ ^235U เหลือ อยู่ในกระแส DU มากขึ้น ในขณะที่หาก NU มีราคาแพงกว่าและค่าบริการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมมีราคาถูกลง พวกเขาก็จะเลือกทำในสิ่งที่ตรงกันข้าม

เมื่อแปลงยูเรเนียม ( เฮกซาฟลูออไรด์เรียกสั้นๆ ว่าเฮกซ์) เป็นโลหะ จะสูญเสียไป 0.3% ในระหว่างกระบวนการผลิต^{[ 36 ] [ 37 ]}

กระบวนการตรงข้ามกับการเสริมสมรรถนะคือการลดระดับยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (HEU) ส่วนเกินสามารถลดระดับยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำ (LEU) เพื่อให้เหมาะสมสำหรับการใช้ในเชื้อเพลิงนิวเคลียร์เชิงพาณิชย์ การลดระดับยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูงเป็นกระบวนการสำคัญในความพยายามป้องกันการแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์ เนื่องจากช่วยลดปริมาณยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูงที่มีอยู่สำหรับการผลิตอาวุธนิวเคลียร์ ในขณะเดียวกันก็เป็นการนำไปใช้เพื่อวัตถุประสงค์สันติ

วัตถุดิบสำหรับผลิตยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (HEU) อาจมีไอโซโทปของยูเรเนียมที่ไม่พึงประสงค์อยู่ด้วย เช่น234U ^ซึ่งเป็นไอโซโทปที่มีปริมาณน้อยในยูเรเนียมธรรมชาติ (ส่วนใหญ่เกิดจากการสลายตัวแบบอัลฟาของ^238U)U —เนื่องจากครึ่งชีวิตของ ²³⁸Uมีขนาดใหญ่กว่า^{234 มาก}Uนั้นถูกผลิตและทำลายในอัตราเดียวกันในสภาวะสมดุลคงที่ โดยนำตัวอย่างใดๆ ที่มี^{238 เพียงพอมาด้วย}ปริมาณ ยูเรเนียมในอัตราส่วนคงที่ที่²³⁴Uถึง²³⁸ในระหว่างกระบวนการเสริมสมรรถนะ ความเข้มข้นของ 236U จะเพิ่มขึ้น แต่ยังคงต่ำกว่า 1% ความเข้มข้นสูงของ 236U เป็นผลพลอยได้จากการฉายรังสีในเครื่องปฏิกรณ์ และอาจมีอยู่ในยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง( ^HEU ) ขึ้นอยู่กับประวัติการผลิต²³⁶Uผลิตขึ้นเป็นหลักเมื่อ²³⁵ยูเรเนียมดูดซับนิวตรอนและไม่เกิดปฏิกิริยาฟิชชัน การผลิต²³⁶ดังนั้น Uจึงเป็นสิ่งที่หลีกเลี่ยงไม่ได้ในเครื่องปฏิกรณ์นิวตรอนความร้อนใดๆ ที่มี²³⁵เชื้อเพลิง ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (HEU) ที่นำกลับมาแปรรูปจากเครื่องปฏิกรณ์ผลิตวัสดุอาวุธนิวเคลียร์ (โดยมี ปริมาณ ^235Uประมาณ 50%) อาจมี ปริมาณ ^236Uสูงถึง 25% ส่งผลให้มีความเข้มข้นประมาณ 1.5% ในผลิตภัณฑ์ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำ (LEU) ที่ผสมแล้ว^236Uเป็นพิษต่ออนุภาคนิวตรอนดังนั้น ความเข้มข้นของ ^235Uในผลิตภัณฑ์ LEU จะต้องเพิ่มขึ้นตามไปด้วยเพื่อชดเชยการมีอยู่ของ^236Uในขณะที่²³⁴ยูเรเนียมยังดูดซับนิวตรอนได้ด้วย เป็นวัสดุที่สามารถเปลี่ยนเป็นไอโซโทป^{235 ที่สามารถแตกตัวได้}Uเมื่อดูดซับนิวตรอนถ้า²³⁶ยูเรเนียมดูดซับนิวตรอน ส่งผลให้เกิดไอโซโทป^{237 ที่มีอายุสั้น}ยูเรเนียมสลายตัวแบบเบตาเป็น²³⁷Npซึ่งไม่สามารถนำไปใช้ในเครื่องปฏิกรณ์นิวตรอนความร้อนได้ แต่สามารถแยกทางเคมีออกจากเชื้อเพลิงใช้แล้วเพื่อกำจัดเป็นขยะหรือเปลี่ยนสภาพเป็น ^{238 ได้}พลูโทเนียม (สำหรับใช้ในแบตเตอรี่นิวเคลียร์ ) ในเครื่องปฏิกรณ์พิเศษ การทำความเข้าใจและจัดการองค์ประกอบไอโซโทปของยูเรเนียมในระหว่างกระบวนการลดไอโซโทปมีความสำคัญอย่างยิ่งต่อการรับรองคุณภาพและความปลอดภัยของเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ที่ได้ รวมถึงการลดความเสี่ยงด้านรังสีและการแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์ที่อาจเกิดขึ้นจากไอโซโทปที่ไม่พึงประสงค์

สารผสมอาจเป็น NU หรือ DU อย่างไรก็ตาม ขึ้นอยู่กับคุณภาพของวัตถุดิบอาจใช้ SEU ที่มี ^{235U ประมาณ 1.5% โดยน้ำหนัก เป็นสารผสมเพื่อเจือจางผลพลอยที่ไม่พึงประสงค์ที่อาจมีอยู่ในวัตถุดิบ HEU ความเข้มข้นของไอโซโทปเหล่านี้ในผลิตภัณฑ์ LEU ในบางกรณีอาจเกินข้อกำหนด} ASTMสำหรับเชื้อเพลิงนิวเคลียร์หากใช้ NU หรือ DU ดังนั้น การลดปริมาณยูเรเนียมใน HEU โดยทั่วไปจึงไม่สามารถช่วยแก้ปัญหาการจัดการของเสียที่เกิดจากกองยูเรเนียมที่หมดสภาพจำนวนมากที่มีอยู่ได้ กลยุทธ์การจัดการและการกำจัดยูเรเนียมที่หมดสภาพอย่างมีประสิทธิภาพมีความสำคัญอย่างยิ่งต่อการรับรองความปลอดภัยในระยะยาวและการปกป้องสิ่งแวดล้อม แนวทางใหม่ๆ เช่น การแปรรูปและการรีไซเคิลยูเรเนียมที่หมดสภาพ อาจนำเสนอโซลูชันที่ยั่งยืนเพื่อลดของเสียและเพิ่มประสิทธิภาพการใช้ทรัพยากรในวงจรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์

โครงการ ลดระดับความเข้มข้นครั้งใหญ่ที่เรียกว่าโครงการ Megatons to Megawattsแปลงยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (HEU) เกรดอาวุธจากอดีตสหภาพโซเวียตให้เป็นเชื้อเพลิงสำหรับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์เชิงพาณิชย์ของสหรัฐฯ ตั้งแต่ปี 1995 ถึงกลางปี ​​2005 ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง 250 ตัน (เพียงพอสำหรับหัวรบ 10,000 หัว) ถูกนำไปรีไซเคิลเป็นยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำ เป้าหมายคือการรีไซเคิล 500 ตันภายในปี 2013 โครงการปลดประจำการหัวรบนิวเคลียร์ของรัสเซียคิดเป็นประมาณ 13% ของความต้องการยูเรเนียมเสริมสมรรถนะทั้งหมดของโลกจนถึงปี 2008 ^{[ 23 ]} โครงการริเริ่มที่ทะเยอทะยานนี้ไม่เพียงแต่ตอบสนองเป้าหมายการลดอาวุธนิวเคลียร์เท่านั้น แต่ยังเป็นผู้มีส่วนสำคัญต่อความมั่นคงด้านพลังงานและความยั่งยืนด้านสิ่งแวดล้อมของโลก โดยการนำวัสดุที่เคยมีจุดประสงค์เพื่อทำลายล้างมาใช้เป็นทรัพยากรสำหรับการผลิตพลังงานอย่างสันติ

บริษัท United States Enrichment Corporationมีส่วนร่วมในการจัดการยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (HEU) จำนวน 174.3 ตัน ซึ่งรัฐบาลสหรัฐฯ ประกาศว่าเป็นวัสดุทางทหารส่วนเกินในปี 1996 โดยผ่านโครงการลดระดับ HEU ของสหรัฐฯ วัสดุ HEU นี้ ซึ่งส่วนใหญ่ได้มาจากหัวรบนิวเคลียร์ของสหรัฐฯ ที่ถูกรื้อถอน ได้ถูกนำไปรีไซเคิลเป็นเชื้อเพลิงยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำ (LEU) ซึ่งโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ ใช้ ในการผลิตไฟฟ้า^{[ 38 ] [ 39 ]}โครงการนวัตกรรมนี้ไม่เพียงแต่อำนวยความสะดวกในการกำจัดยูเรเนียมเกรดอาวุธส่วนเกินอย่างปลอดภัยและมั่นคงเท่านั้น แต่ยังมีส่วนช่วยในการดำเนินงานอย่างยั่งยืนของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์พลเรือน ลดการพึ่งพายูเรเนียมเสริมสมรรถนะใหม่ และส่งเสริมความพยายามในการไม่แพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์ทั่วโลก

ประเทศต่อไปนี้เป็นที่ทราบกันว่ามีโรงงานเสริมสมรรถนะยูเรเนียม ได้แก่อาร์เจนตินาบราซิลจีน ฝรั่งเศส เยอรมนี อินเดีย อิหร่าน ญี่ปุ่นเนเธอร์แลนด์เกาหลีเหนือปากีสถานรัสเซียสหราชอาณาจักรและสหรัฐอเมริกา[ 40 ] [ 41 ] เบลเยียมอิหร่านอิตาลีและสเปน^{ถือครองผลประโยชน์ด้านการ}ลงทุนในโรงงานเสริมสมรรถนะยูเรเนียมยูโรดิฟของฝรั่งเศสโดยการถือครองของอิหร่านทำให้มีสิทธิ์ได้รับผลผลิตยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 10% ประเทศที่มีโครงการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมในอดีต ได้แก่ ลิเบียและแอฟริกาใต้ แม้ว่าโรงงานของลิเบียจะไม่เคยเปิดใช้งานก็ตาม^{[ 42 ]}บริษัท Silex Systems ของออสเตรเลียได้พัฒนา กระบวนการ เสริมสมรรถนะด้วยเลเซอร์ที่รู้จักกันในชื่อ SILEX ( การแยกไอโซโทปโดยการกระตุ้นด้วยเลเซอร์ ) ซึ่งบริษัทตั้งใจที่จะดำเนินการผ่านการลงทุนทางการเงินในกิจการเชิงพาณิชย์ของสหรัฐฯ โดย General Electric ^{[ 43 ]}แม้ว่า SILEX จะได้รับใบอนุญาตให้สร้างโรงงานแล้ว แต่การพัฒนายังอยู่ในช่วงเริ่มต้น เนื่องจากยังไม่ได้รับการพิสูจน์ว่าการเสริมสมรรถนะด้วยเลเซอร์นั้นคุ้มค่าทางเศรษฐกิจ และมีการยื่นคำร้องเพื่อทบทวนใบอนุญาตที่มอบให้แก่ SILEX เนื่องจากความกังวลเกี่ยวกับการแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์^{[ 44 ]}นอกจากนี้ยังมีการอ้างว่าอิสราเอลมีโครงการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมที่ตั้งอยู่ที่ศูนย์วิจัยนิวเคลียร์เนเกฟใกล้กับเมืองดิโมนา^{[ 45 ]}

ในระหว่างโครงการแมนฮัตตันยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูงระดับอาวุธได้รับรหัสว่าoralloyซึ่งเป็นชื่อย่อของOak Ridge alloy ตามสถานที่ตั้งของโรงงานที่ทำการเสริมสมรรถนะยูเรเนียม^{[ 46 ]}คำว่าoralloyยังคงถูกใช้เป็นครั้งคราวเพื่ออ้างถึงยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ

• รายชื่อบทความเกี่ยวกับเลเซอร์
• เชื้อเพลิง MOX
• ธนาคารเชื้อเพลิงนิวเคลียร์
• วงจรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ในฝรั่งเศส
• โอราโน่
• ตลาดยูเรเนียม
• การทำเหมืองยูเรเนียม

• บรรณานุกรมพร้อมคำอธิบายเกี่ยวกับยูเรเนียมเสริมสมรรถนะจากห้องสมุดดิจิทัล Alsos สำหรับประเด็นด้านนิวเคลียร์
• บริษัท ไซเล็กซ์ ซิสเต็มส์ จำกัด
• การเสริมสมรรถนะยูเรเนียม เก็บถาวรเมื่อวันที่ 2 ธันวาคม 2010 ที่Wayback Machineสมาคมนิวเคลียร์โลก
• ภาพรวมและประวัติการผลิตยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (HEU) ของสหรัฐฯเก็บถาวรเมื่อวันที่ 27 กันยายน 2018 ที่Wayback Machine
• แหล่งข้อมูลข่าวเกี่ยวกับการเสริมสมรรถนะยูเรเนียม
• เคมีนิวเคลียร์ - การเสริมสมรรถนะยูเรเนียมเก็บถาวรเมื่อวันที่ 15 ตุลาคม 2551 ที่Wayback Machine
• ปีที่วุ่นวายสำหรับ SWU (บทวิเคราะห์ตลาดการเสริมสมรรถนะเชิงพาณิชย์ปี 2008)วารสารวิศวกรรมนิวเคลียร์นานาชาติ 1 กันยายน 2008
• การเสริมสมรรถนะยูเรเนียมและการแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์โดย อัลลัน เอส. คราสส์, ปีเตอร์ บอสค์มา, โบเอลี เอลเซน และ วิม เอ. สมิท จำนวน 296 หน้า จัดพิมพ์โดย เทย์เลอร์ แอนด์ ฟรานซิส จำกัด ลอนดอน สำหรับ SIPRI ในปี 1983
• โพลิอาคอฟฟ์, มาร์ติน (2009). "จะเสริมสมรรถนะยูเรเนียมได้อย่างไร?" . ตารางธาตุในรูปแบบวิดีโอ . มหาวิทยาลัยนอตติงแฮม .
• Gilinsky, V.; Hoehn, W. (ธันวาคม 1969). "ความสำคัญทางทหารของโรงงานเสริมสมรรถนะยูเรเนียมขนาดเล็กที่ใช้ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำเป็นเชื้อเพลิง (ฉบับแก้ไข)"ศูนย์ข้อมูลทางเทคนิคด้านการป้องกันประเทศ . บริษัท RAND . OCLC 913595660. DTIC ADA613260 .