Концентрат природного урана переводится на конверсионном заводе в гексафторид урана (UF6), который является наиболее подходящей формой для дальнейшего изотопного обогащения. UF6 сублимируется (переходит из твердого состояния в газообразное, минуя жидкую фазу) при температуре 53 °C.
Обогащение урана — производственный процесс, в ходе которого в уране повышается концентрация делящегося изотопа 235U. Природный уран содержит два вида изотопов — 238U, концентрация которого в природном уране составляет свыше 99%, и 235U с концентрацией около 0,711%. Большинство современных энергетических реакторов работает на урановом топливе, в котором концентрация изотопа 235U составляет от 3 до 5%.
В процессе обогащения концентрация 235U доводится до уровня, требующегося для определенного типа реакторов. Обогащение урана осуществляется путем разделения изотопов 235U и 238U.
Единицей измерения работы по обогащению урана является ЕРР — единица работы разделения. Она имеет физическую размерность массы, поэтому иногда употребляют обозначения кгЕРР или тЕРР.
В настоящее время в мире эксплуатируются в промышленном масштабе две технологии разделения изотопов урана: газодиффузионная и газоцентрифужная. Центрифужный метод — разделение изотопов урана с помощью газовых центрифуг — является наиболее распространенной технологией, обеспечивающей значительные технические и экономические преимущества по сравнению с энергозатратной газовой диффузией. Согласно прогнозам Всемирной ядерной ассоциации (ВЯА), центрифужная технология в будущем займет доминирующее положение (см. табл. 1). В дальнейшем возможно опережающее развитие перспективной лазерной технологии изотопного обогащения урана, реализуемой в США консорциумом General Electric — Hitachi Global Laser Enrichment LLC.
25 сентября 2012 г. Комиссия по ядерному регулированию США (NRC) выдала компании General Electric — Hitachi Global Laser Enrichment LLC (GLE) лицензию на строительство и эксплуатацию завода по изотопному обогащению урана в Уилмингтоне, штат Северная Каролина, на основе лазерной технологии. Лицензия дает разрешение на обогащение урана до 8% по изотопу 235U. Полученный низкообогащенный уран будет использоваться при изготовлении ядерного топлива для АЭС. GLE планирует создание нового промышленного производства на площадке действующего завода по фабрикации топлива компании Global Nuclear Fuel — America.
На заводе будет применена технология, разработанная австралийской Silex Systems Ltd., исключительные права на которую принадлежат GLE. Начало производства планируется на 2014 г. с выходом на проектную мощность к 2020 г. Отработка технико-экономических параметров промышленного производства на базе лазерной технологии обогащения началась на площадке в Уилмингтоне в июле 2009 г.
23 ноября 2012 г. Silex Systems Ltd. сообщила о том, что GLE обсуждает с Министерством энергетики США возможность строительства второго завода по обогащению урана на основе лазерной технологии. Предприятие предполагается разместить на площадке газодиффузионного завода в Падуке, штат Кентукки.
Обогащенный по изотопу 235U гексафторид урана (UF6) поступает на завод по производству ядерного топлива для изготовления порошка диоксида урана (UO2), из которого, в свою очередь, изготавливаются топливные таблетки для начинки тепловыделяющих элементов. Тепловыделяющие элементы (твэлы) формируют тепловыделяющую сборку (ТВС), или кассету.
Тепловыделяющие сборки являются составной частью активной зоны ядерного реактора и предназначены для генерирования тепловой энергии. Конструкция ТВС отличается для различных типов реакторов, но в общем виде ТВС состоит из несущей структуры (каркаса), с одной стороны которой расположена головка, с другой — хвостовик, и включает в себя тепловыделяющие элементы (твэлы), собранные в пучки. Твэлы располагаются в пучках с равномерным шагом, который обеспечивают дистанционирующие решетки. Твэл представляет собой герметичную тонкостенную трубу из циркониевого сплава с приваренными на концах заглушками, снаряженную цилиндрическими спеченными топливными таблетками из обогащенного диоксида урана.
Вторая стадия ЯТЦ — использование ядерного топлива в реакторе для выработки электроэнергии, включая временное хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на площадке АЭС.