Уран (лат. uranium), u, радиоактивный химический элемент iii группы периодической системы Менделеева, относится к семейству актиноидов, атомный номер 92, атомная масса 238,029; металл. Природный У. состоит из смеси трёх изотопов: 238 u – 99,2739% с периодом полураспада t 1 / 2 = 4,51 · 10 9 лет, 235 u – 0,7024% (t 1 / 2 = 7,13 · 10 8 лет) и 234 u – 0,0057% (t 1 / 2 = 2,48 · 10 5 лет). Из 11 искусственных радиоактивных изотопов с массовыми числами от 227 до 240 долгоживущий – 233 u (t 1 / 2 = 1,62 · 10 5 лет); он получается при нейтронном облучении тория. 238 u и 235 u являются родоначальниками двух радиоактивных рядов.

Историческая справка. У. открыт в 1789 нем. химиком М. Г. Клапротом и назван им в честь планеты Уран, открытой В. Гершелем в 1781. В металлическом состоянии У. получен в 1841 франц. химиком Э. Пелиго при восстановлении ucl 4 металлическим калием. Первоначально У. приписывали атомную массу 120, и только в 1871 Д. И. Менделеев пришёл к выводу, что эту величину надо удвоить.

Длительное время уран представлял интерес только для узкого круга химиков и находил ограниченное применение для производства красок и стекла. С открытием явления радиоактивности У. в 1896 и радия в 1898 началась промышленная переработка урановых руд с целью извлечения и использования радия в научных исследованиях и медицине. С 1942, после открытия в 1939 явления деления ядер, У. стал основным ядерным топливом.

Распространение в природе. У. – характерный элемент для гранитного слоя и осадочной оболочки земной коры. Среднее содержание У. в земной коре (кларк) 2,5 · 10 -4 % по массе, в кислых изверженных породах 3,5 · 10 -4 %, в глинах и сланцах 3,2 · 10 -4 %, в основных породах 5 · 10 -5 %, в ультраосновных породах мантии 3 · 10 -7 %. У. энергично мигрирует в холодных и горячих, нейтральных и щелочных водах в форме простых и комплексных ионов, особенно в форме карбонатных комплексов. Важную роль в геохимии У. играют окислительно-восстановительные реакции, поскольку соединения У., как правило, хорошо растворимы в водах с окислительной средой и плохо растворимы в водах с восстановительной средой (например, сероводородных).

Известно около 100 минералов У.; промышленное значение имеют 12 из них. В ходе геологической истории содержание У. в земной коре уменьшилось за счёт радиоактивного распада; с этим процессом связано накопление в земной коре атомов РЬ, Не. Радиоактивный распад У. играет важную роль в энергетике земной коры, являясь существенным источником глубинного тепла.

Физические свойства. У. по цвету похож на сталь, легко поддаётся обработке. Имеет три аллотропические модификации – a , b и g с температурами фазовых превращений: a ®b 668,8±0,4°c, b® g 772,2 ± 0,4 °С; a -форма имеет ромбическую решётку a = 2.8538 å, b = 5,8662 å, с = 4,9557 å), b -форма – тетрагональую решётку (при 720 °С а = 10,759 , b = 5,656 å), g -форма – объёмноцентрированную кубическую решётку (при 850°c а = 3,538 å). Плотность У. в a -форме (25°c) 19,05 ± 0,2 г/см 3 , t пл 1132 ± 1°С; t kип 3818 °С; теплопроводность (100–200°c), 28,05 вт/ (м · К ) , (200–400 °c) 29,72 вт/ (м · К ) ; удельная теплоёмкость (25°c) 27,67 кдж/(кг · К ) ; удельное электросопротивление при комнатной температуре около 3 · 10 -7 ом · см, при 600°c 5,5 · 10 -7 ом · см; обладает сверхпроводимостью при 0,68 ± 0,02К; слабый парамагнетик, удельная магнитная восприимчивость при комнатной температуре 1,72 · 10 -6 .

Механические свойства У. зависят от его чистоты, от режимов механической и термической обработки. Среднее значение модуля упругости для литого У. 20,5 · 10 -2 Мн/м 2 предел прочности при растяжении при комнатной температуре 372–470 Мн/м 2 , прочность повышается после закалки из b - и g -фаз; средняя твёрдость по Бринеллю 19,6–21,6 · 10 2 Мн/м 2 .

Облучение потоком нейтронов (которое имеет место в ядерном реакторе ) изменяет физико-механические свойства У.: развивается ползучесть и повышается хрупкость, наблюдается деформация изделий, что заставляет использовать У. в ядерных реакторах в виде различных урановых сплавов.

У. – радиоактивный элемент. Ядра 235 u и 233 u делятся спонтанно, а также при захвате как медленных (тепловых), так и быстрых нейтронов с эффективным сечением деления 508 · 10 -24 см 2 (508 барн ) и 533 · 10 -24 см 2 (533 барн ) соответственно. Ядра 238 u делятся при захвате только быстрых нейтронов с энергией не менее 1 Мэв; при захвате медленных нейтронов 238 u превращается в 239 pu , ядерные свойства которого близки к 235 u. Критич. масса У. (93,5% 235 u) в водных растворах составляет менее 1 кг, для открытого шара – около 50 кг, для шара с отражателем – 15 – 23 кг; критическая масса 233 u – примерно 1 / 3 критической массы 235 u.

Химические свойства. Конфигурация внешней электронной оболочки атома У. 7 s 2 6 d 1 5 f 3 . У. относится к реакционноспособным металлам, в соединениях проявляет степени окисления + 3, + 4, + 5, + 6, иногда + 2; наиболее устойчивы соединения u (iv) и u (vi). На воздухе медленно окисляется с образованием на поверхности плёнки двуокиси, которая не предохраняет металл от дальнейшего окисления. В порошкообразном состоянии У. пирофорен и горит ярким пламенем. С кислородом образует двуокись uo 2 , трёхокись uo 3 и большое число промежуточных окислов, важнейший из которых u 3 o 8 . Эти промежуточные окислы по свойствам близки к uo 2 и uo 3 . При высоких температурах uo 2 имеет широкую область гомогенности от uo 1,60 до uo 2,27 . С фтором при 500–600°c образует тетрафторидирд (зелёные игольчатые кристаллы, малорастворимые в воде и кислотах) и гексафторид uf 6 (белое кристаллическое вещество, возгоняющееся без плавления при 56,4°c); с серой – ряд соединений, из которых наибольшее значение имеет us (ядерное горючее). При взаимодействии У. с водородом при 220 °С получается гидрид uh 3 ; с азотом при температуре от 450 до 700 °С и атмосферном давлении – нитрид u 4 n 7 , при более высоком давлении азота и той же температуре можно получить un, u 2 n 3 и un 2 ; с углеродом при 750–800°c – монокарбид uc, дикарбид uc 2 , а также u 2 c 3 ; с металлами образует сплавы различных типов. У. медленно реагирует с кипящей водой с образованием uo 2 и h 2 , с водяным паром – в интервале температур 150–250 °С; растворяется в соляной и азотной кислотах, слабо – в концентрированной плавиковой кислоте. Для u (vi) характерно образование иона уранила uo 2 2 + ; соли уранила окрашены в жёлтый цвет и хорошо растворимы в воде и минеральных кислотах; соли u (iv) окрашены в зелёный цвет и менее растворимы; ион уранила чрезвычайно способен к комплексообразованию в водных растворах как с неорганическими, так и с органическими веществами; наиболее важны для технологии карбонатные, сульфатные, фторидные, фосфатные и др. комплексы. Известно большое число уранатов (солей не выделенной в чистом виде урановой кислоты), состав которых меняется в зависимости от условий получения; все уранаты имеют низкую растворимость в воде.

У. и его соединения радиационно и химически токсичны. Предельно допустимая доза (ПДД) при профессиональном облучении 5 бэр в год.

Получение. У. получают из урановых руд, содержащих 0,05–0,5% u. Руды практически не обогащаются, за исключением ограниченного способа радиометрической сортировки, основанной на излучении радия, всегда сопутствующего урану. В основном руды выщелачивают растворами серной, иногда азотной кислот или растворами соды с переводом У. в кислый раствор в виде uo 2 so 4 или комплексных анионов 4- , а в содовый раствор – в виде 4- . Для извлечения и концентрирования У. из растворов и пульп, а также для очистки от примесей применяют сорбцию на ионообменных смолах и экстракцию органическими растворителями (трибутилфосфат, алкилфосфорные кислоты, амины). Далее из растворов добавлением щёлочи осаждают уранаты аммония или натрия или гидроокись u (oh) 4 . Для получения соединений высокой степени чистоты технические продукты растворяют в азотной кислоте и подвергают аффинажным операциям очистки, конечными продуктами которых являются uo 3 или u 3 o 8 ; эти окислы при 650–800°c восстанавливаются водородом или диссоциированным аммиаком до uo 2 с последующим переводом его в uf 4 обработкой газообразным фтористым водородом при 500–600°c. uf 4 может быть получен также при осаждении кристаллогидрата uf 4 · nh 2 o плавиковой кислотой из растворов с последующим обезвоживанием продукта при 450°c в токе водорода. В промышленности основным способом получения У. из uf 4 является его кальциетермическое или магниетермическое восстановление с выходом У. в виде слитков массой до 1,5 т. Слитки рафинируются в вакуумных печах.

Очень важным процессом в технологии У. является обогащение его изотопом 235 u выше естественного содержания в рудах или выделение этого изотопа в чистом виде, поскольку именно 235 u – основное ядерное горючее; осуществляется это методами газовой термодиффузии, центробежными и др. методами, основанными на различии масс 235 u и 238 u; в процессах разделения У. используется в виде летучего гексафторида uf 6 . При получении У. высокой степени обогащения или изотопов учитываются их критические массы; наиболее удобный способ в этом случае – восстановление окислов У. кальцием; образующийся при этом шлак cao легко отделяется от У. растворением в кислотах.

Для получения порошкообразного У., двуокиси, карбидов, нитридов и др. тугоплавких соединений применяются методы порошковой металлургии.

Применение. Металлический У. или его соединения используются в основном в качестве ядерного горючего в ядерных реакторах. Природная или малообогащённая смесь изотопов У. применяется в стационарных реакторах атомных электростанций, продукт высокой степени обогащения – в ядерных силовых установках или в реакторах, работающих на быстрых нейтронах. 235 u является источником ядерной энергии в ядерном оружии. 238 u служит источником вторичного ядерного горючего – плутония.

В. М. Кулифеев.

Уран в организме. В микроколичествах (10 -5 –10 -5 %) обнаруживается в тканях растений, животных и человека. В золе растений (при содержании У. в почве около · 10 -4) его концентрация составляет 1,5 · 10 -5 %. В наибольшей степени У. накапливается некоторыми грибами и водорослями (последние активно участвуют в биогенной миграции У. по цепи вода – водные растения – рыба – человек). В организм животных и человека У. поступает с пищей и водой в желудочно-кишечный тракт, с воздухом в дыхательные пути, а также через кожные покровы и слизистые оболочки. Соединения У. всасываются в желудочно-кишечном тракте – около 1% от поступающего количества растворимых соединений и не более 0,1% труднорастворимых; в лёгких всасываются соответственно 50% и 20%. Распределяется У. в организме неравномерно. Основные депо (места отложения и накопления) – селезёнка, почки, скелет, печень и, при вдыхании труднорастворимых соединений, – лёгкие и бронхо-лёгочные лимфатические узлы. В крови У. (в виде карбонатов и комплексов с белками) длительно не циркулирует. Содержание У. в органах и тканях животных и человека не превышает 10 -7 г/г . Так, кровь крупного рогатого скота содержит 1 · 10 -8 г/мл, печень 8 · 10 -8 г/г, мышцы 4 · 10 -8 г/г, селезёнка 9 · 10 -8 г/г . Содержание У. в органах человека составляет: в печени 6 · 10 -9 г/г , в лёгких 6 · 10 -9 –9 · 10 -9 г/г, в селезёнке 4,7 · 10 -9 г/г , в крови 4 · 10 -9 г/мл, в почках 5,3 · 10 -9 (корковый слой) и 1,3 · 10 -9 г/г (мозговой слой), в костях 1 · 10 -9 г/г , в костном мозге 1 · 10 -9 г/г , в волосах 1,3 · 10 -7 г/г . У., содержащийся в костной ткани, обусловливает её постоянное облучение (период полувыведения У. из скелета около 300 сут ) . Наименьшие концентрации У. – в головном мозге и сердце (10 -10 г/г ). Суточное поступление У. с пищей и жидкостями – 1,9 · 10 -6 г, с воздухом – 7 · 10 -9 г . Суточное выведение У. из организма человека составляет: с мочой 0,5 · 10 -7 –5 · 10 -7 , с калом – 1,4 · 10 -6 –1,8 · 10 -6 г, с волосами – 2 · 10 -8 г.

По данным Международной комиссии по радиационной защите, среднее содержание У. в организме человека 9 · 10 -8 г. Эта величина для различных районов может варьировать. Полагают, что У. необходим для нормальной жизнедеятельности животных и растений, однако его физиологические функции не выяснены.

Г. П. Галибин.

Токсическое действие У. обусловлено его химическими свойствами и зависит от растворимости: более токсичны уранил и др. растворимые соединения У. Отравления У. и его соединениями возможны на предприятиях по добыче и переработке уранового сырья и др. промышленных объектах, где он используется в технологическом процессе. При попадании в организм У. действует на все органы и ткани, являясь общеклеточным ядом. Признаки отравления обусловлены преим. поражением почек (появление белка и сахара в моче, последующая олигурия ) , поражаются также печень и желудочно-кишечный тракт. Различают острые и хронические отравления; последние характеризуются постепенным развитием и меньшей выраженностью симптомов. При хронической интоксикации возможны нарушения кроветворения, нервной системы и др. Полагают, что молекулярный механизм действия У. связан с его способностью подавлять активность ферментов.

Профилактика отравлений: непрерывность технологических процессов, использование герметичной аппаратуры, предупреждение загрязнения воздушной среды, очистка сточных вод перед спуском их в водоёмы, мед. контроль за состоянием здоровья рабочих, за соблюдением гигиенических нормативов допустимого содержания У. и его соединений в окружающей среде.

В. Ф. Кириллов.

Лит.: Учение о радиоактивности. История и современность, под ред. Б. М. Кедрова, М., 1973; Петросьянц А. М., От научного поиска к атомной промышленности, М., 1970; Емельянов В. С., Евстюхин А. И., Металлургия ядерного горючего, М., 1964; Сокурский Ю. Н., Стерлин Я. М., Федорченко В. А., Уран и его сплавы, М., 1971; Евсеева Л. С., Перельман А. И., Иванов К. Е., Геохимия урана в зоне гнпергениза, 2 изд., М., 1974; Фармакология и токсикология урановых соединений, [пер. с англ.], т. 2, М., 1951; Гуськова В. Н., Уран. Радиационно-гигиеническая характеристика, М., 1972; Андреева О. С., Гигиена труда при работе с ураном и его соединениями, М., 1960; Новиков Ю. В, Гигиенические вопросы изучения содержания урана во внешней среде и его влияния на организм, М., 1974.

У Уран является одним из тяжёлых металлических элементов таблицы Менделеева. Уран находит широкое применение в энергетической и военной промышленности. В таблице Менделеева его можно найти под номером 92 и обозначается латинской буквой U с массовым числом 238.

Как был открыт Уран

Вообще, такой химический элемент как уран был известен очень давно. Известно, что ещё до нашей эры природная окись урана использовалась для изготовления жёлтой глазури для керамики. Открытие этого элемента произошло можно считать в 1789 году, когда немецкий химик, по имени Мартин Генрих Клапрот, восстановил из руды черный металлоподобный материал. Этот материал Мартин решил назвать Ураном, чтобы поддержать название новой открытой планеты с одноименным названием(в этом же году была открыта планета Уран). В 1840 году было выявлено, что этот материал открытый Клапротом, оказался оксидом Урана не смотря на характерный металлический блеск. Эжен Мелькиор Пелиго из оксида синтезировал атомарный Уран и определил его атомный вес равный 120 а.е., а в 1874 году Менделеев удвоил это значение, поместив его в самую дальнюю клетку своей таблицы. Только через 12 лет решение Менделеева о удвоении массы было подтверждено опытами немецкого химика Циммермана.

Где и как добывают Уран

Уран является довольно распространенным элементом, но он распространен в виде урановой руды. Чтоб вы понимали, содержание ее в земной коре составляет 0.00027% от общей массы Земли. Урановая руда как правило входит в состав кислых минеральных пород с высоким содержанием кремния. Основными видами урановых руд являются настуран, карнотит, казолит и самарскит. Крупнейшие запасы урановых руд с учётом резервных месторождений являются такие страны как Австралия, Россия и Казахстан, причем из всех перечисленных Казахстан занимает лидирующую позицию. Добыча урана является очень не простой и дорогостоящей процедурой. Далеко не все страны могут позволить себе добывать и синтезировать чистый уран. Технология производства выглядит следующим образом: руда или минералы добываются в шахтах, сравнимо золоту или драгоценным камням. Добытые породы дробят и смешивают с водой для того, чтобы отделить урановую пыль от остальных. Урановая пыль очень тяжёлая и поэтому она выпадает в осадок быстрее остальных. Следующим шагом является очищение урановой пыли от других пород путем кислотного или щелочного выщелачивания. Процедура выглядит примерно так: урановую смесь нагревают до 150 °С и подают чистый кислород под давлением. В результате образуется серная кислота которая очищает уран от других примесей. Ну и на заключительном этапе отбирают уже чистые частицы урана. Помимо урановой пыли там попадаются и другие полезные минералы.

Опасность радиоактивного излучения урана

Все прекрасно знают такое понятие как радиоактивное излучение и то, что оно наносит непоправимый вред здоровью, который приводит к летальному исходу. Уран как раз является одним из таких элементов, который при определенных условиях может выпускать радиоактивное излучение. В свободной форме в зависимости от его разновидности он может испускать альфа и бета лучи. Альфа лучи не представляют большой опасности для человека если облучение является внешним так как у этого излучения малая проникающая способность, но при попадании внутрь организма они наносят непоправимый вред. Для сдерживания внешних альфа лучей хватит даже листа писчей бумаги. С бета излучением дела обстоят серьезнее, но не намного. Проникающая способность бета излучения выше, чем у альфа излучения, но для сдерживания бета излучения потребуется 3-5 мм ткань. Вы скажете как так? Уран же является радиоактивным элементом, который используется в ядерном оружии! Все верно, он используется в ядерном оружии, которое наносит колоссальный урон всему живому. Просто при детонировании ядерной боеголовки, основной урон живым организмам наносят гамма излучения и поток нейтронов. Данные виды излучений образуются в результате термоядерной реакции при взрыве боеголовки, которая выводит частицы урана из стабильного состояния и уничтожает все живое на земле.

Разновидности урана

Как говорилось выше, у урана есть несколько разновидностей. Разновидности подразумевают собой наличие изотопов, чтоб вы понимали изотопы подразумевают собой одинаковые элементы, но с разными массовыми числами.

Итак существуют два вида:

1. Природный;
2. Искусственный;

Как вы уже догадались природный тот который добывают из земли, а искусственный люди создают самостоятельно. К природным относят изотопы урана с массовым числом 238, 235 и 234. Причем U-234 является дочерним от U-238, то есть первый получается от распада второго в природных условиях. Вторая группа изотопов, которую создают искусственно, имеет массовые числа от 217 до 242. Каждый из изотопов имеет разные свойства и характеризуется разным поведением при определенных условиях. В зависимости от потребностей учёные ядерщики пытаются найти всевозможные решения проблем, ведь каждый изотоп имеет разную энергетическую ценность.

Периоды полураспада

Как уже говорилось выше, каждый из изотопов урана обладает разной энергетической ценностью и разными свойствами, одним из которых является полураспад. Для того чтобы понимать что это такое нужно начать с определения. Периодом полураспада называется время за которое число радиоактивных атомов уменьшается в двое. Период полураспада влияет на многие факторы, в пример можно привести его энергетическую ценность или полное очищение. Если в пример взять последнее то можно посчитать за какой промежуток времени произойдет полная очистка от радиоактивного заражения земли. Полураспады изотопов урана:

Как можно увидеть из таблицы период полураспада изотопов варьируется от минут до сотен миллионов лет. Каждый из них находит себе применение в разных областях жизнедеятельности людей.

Применение урана очень широко во многих сферах деятельности, но наибольшую ценность представляет в энергетической и военной сфере. Наибольший интерес представляет изотоп U-235. Его преимущество в том, что он способен самостоятельно поддерживать цепную ядерную реакцию, которая широко используется в военном деле для изготовления ядерного оружия и в качестве топлива в ядерных реакторах. Кроме этого уран широко применяется в геологии для определения возраста минералов и горных пород, а также для определения протекания геологических процессов. В автомобилестроении и самолетостроении обеденный уран используется как противовес и центровочный элемент. Также применение было найдено в живописи, а конкретнее в качестве краски по фарфору и для изготовления керамических глазурей и эмалей. Ещё одним интересным моментом можно считать применение обеденного урана для защиты от радиоактивного излучения, как это странно не звучит.

УРАН (Uranium; от назв. планеты Уран), U - радиоактивный хим. элемент III группы периодической системы элементов; ат. н. 92, ат. м. 238,029; относится к актиноидам. Серебристо-белый блестящий металл. В соединениях проявляет степени окисления от +2 до +6, наиболее характерны +4 и +6.

Природный Уран состоит из изотопов 238U (99,282%), 235U (0,712%) и 234U (0,006%). Среди искусственных изотопов практическое значение имеет изотоп 233U. У. в виде окисла U02 открыл (1789) нем. химик М.-Г. Клапрот. Металлический уран получил (1841) франц. химик Э.-М. Пелиго. С 40-х гг. 20 в. У. приобрел значение как источник ядерной энергии, выделяющейся в процессе деления его атомов при захвате нейтронов; этим св-вом обладают 235U и 233U . Изотоп 238U при захвате нейтронов превращается в (239Рu), к-рый также является ядерным горючим. Содержание урана в земной коре 0,3-0,0004%. Главным его минералом является разновидность уранита - настуран (урановая смолка) (40-76% U). В малых количествах уран содержится в гранитах (0,0004%), в почвах (0,0001 -0,00004%) и водах (~10 -8 %).

Известны три его аллотропические модификации: альфа-уран с ромбической кристаллической решеткой и с периодами а = 2,8541 А, b = 5,8692 А и с = 4,9563 А (т-ра 25° С), к-рый переходит при т-ре 667,7° С в бета-уран с тетрагональной кристаллической решеткой и с периодами а = 10,759 А и с = 5,656 A (т-ра 720° С); выше т-ры 774,8° С устойчив гамма-уран с объемноцентри-рованной кубической, решеткой и с периодом а = 3,524 А (т-ра 805° С).

Плотность альфа-урана при комнатной т-ре 19,05 г/см3; tпл 1132° С; tкип 3820° С (давление 1 ат). Теплоты превращений альфа ⇄ бета, бета ⇄ гамма, плавления и испарения уран соответственно ~ 0,70; 1,15; 4,75 и 107-117 ккал/моль. Теплоемкость с = 6,4 кал/моль (т-ра 25° С). Средний коэфф. термического расширения альфа-урана по осям a, b и с в интервале т-р 20-500° С соответственно 32,9; -6,3 и 27,6 10-6 град-1. Коэффициент теплопроводности урана при комнатной т-ре ~ 0,06 кал/см сек град и увеличивается с ростом т-ры. Электрическое сопротивление альфа-урана зависит от кристаллографического направления; усредненная его величина уран поликристаллического образца высокой чистоты ~ 30 мком х см при комнатной т-ре и увеличивается до ~ 54 мком х см при т-ре 600° С. У альфа-урана наблюдается также анизотропия модуля Юнга. У поликристаллического альфа-урана модуль Юнга 2,09 х 10 4 кгс/мм2; модуль сдвига 0,85 х 10 4 кгс/мм2; коэфф. Пуассона 0,23. Твердость альфа-урана при комнатной т-ре HV = 200, но снижается до 12 при т-ре 600° С.

При переходе из альфа- в бета-уран твердость увеличивается от ~ 10 до ~ 30. Предел прочности на растяжение отожженного альфа-урана (0,02% С) при т-ре 20° С составляет ~ 42 кгс/мм2, увеличивается до 49 кгс/мм2 при т-ре 100 9 С и затем почти линейно снижается до ~ 11 кгс/мм2 с повышением т-ры до 600° С. При т-ре 20° С предел текучести, относительное удлинение и относительное сужение соответственно 26 кгс/мм2, 8 и 11%, а при т-ре 600° С - 9 кгс/мм2, 26 и 65%. Увеличение содержания углерода от 0,01 до 0,20% повышает пределы прочности и текучести σ 0,2 соответственно от 37 и 24 до 52 и 32 кгс/мм2. Все механические характеристики уран существенно зависят от наличия примесей и предварительной обработки.

Ползучесть урана особенно зависит от циклических изменений т-ры, что связано с дополнительными термическими напряжениями, возникающими из-за большой разницы коэфф. термического расширения по различным кристаллографическим направлениям альфа-урана. Ударная вязкость альфа-урана (0,03% С), невысокая при т-рах 20 и 100° С (соответственно 1,4 и 2,3 кгс-м/см2), увеличивается почти линейно до 11,7 кгс-м/см2 при т-ре 500° С. Характерной особенностью является удлинение прутков поликристаллического альфа-урана с текстурой вдоль оси под влиянием повторяющихся нагревов и охлаждений.

При делении атомов урана образуются и , нерастворимые в уране, что приводит к распуханию металла (весьма нежелательному для ядерного горючего). Даже при комнатной т-ре уран окисляется в сухом воздухе с образованием тонкой окисной пленки, при нагреве до т-ры 200° С образуется окалина двуокиси U02, при т-ре 200-400° С - U308, при более высокой т-ре -U03 (точнее - твердые растворы на основе этих окислов). Скорость окисления мала при т-ре 50° С и очень велика при т-ре 300° С. С азотом уран медленно взаимодействует ниже т-ры 400° С, но достаточно быстро при т-ре 750-800° С. Взаимодействие с водородом протекает уже при комнатной т-ре с образованием гидрида UH3.

В воде при т-ре до 70° С на уране образуется пленка двуокиси, оказывающая защитное действие; при т-ре 100° С взаимодействие существенно ускоряется. Для получения У. его руды обогащают мокрым хим. способом, выщелачивая серной к-той в присутствии окислителя - двуокиси марганца. Из сернокислого раствора урана экстрагируют органическими растворителями или выделяют фенольными смолами. Полученный концентрат растворяют в азотной к-те. Образующийся при этом нитрат уранила U02 (N03)2 извлекают, напр., бутилфосфатом и после освобождения от последнего разлагают соединения У. при т-ре 500-700° С. Полученные U308 и U03 высокой чистоты восстанавливают водородом при т-ре 600-800° С до двуокиси U02.

Металлический уран получают металлотермическим восстановлением (кальцием или магнием) двуокиси UО2 либо тетрафторида урана UF4, предварительно получаемого из двуокиси действием безводного фтористого водорода при т-ре 500° С. Последний метод более распространен, позволяет получать слитки высокой чистоты (0,0045% Fe, 0,001% Si, 0,003% С) и массой более тонны. Металлический уран получают также электролизом в соляных ваннах, содержащих UF4, при т-ре 800- 1200° С. Черновой уран обычно подвергают рафинирующей плавке (т-ра 1450-1600° С) в графитовых тиглях, в высокочастотных вакуумных печах с разливкой в графитовые изложницы.

Малые опытные образцы деформируют ковкой в альфа-состоянии, ее же применяют, наряду с прессованием в альфа- или гамма-состоянии, для деформирования крупных слитков. Холодная прокатка повышает прочностные характеристики урана,твердость при обжатии на 40%, увеличивает HV от 235 до 325. Снятие наклепа наступает в основном при т-ре 350-450° С в металле технической чистоты и сопровождается в этих условиях рекристаллизацией; вторичная, собирательная рекристаллизация развивается при т-ре 600-650° С. Охлаждение урана в воде или масле из бета- или гамма-состояния не подавляет образования альфа-фазы, но измельчает зерно альфа-урана, особенно при наличии примесей. Металлический У.,

; атомный номер 92, атомная масса 238,029; металл. Природный Уран состоит из смеси трех изотопов: 238 U - 99,2739% с периодом полураспада T ½ = 4,51·10 9 лет, 235 U - 0,7024% (T ½ = 7,13·10 8 лет) и 234 U - 0,0057% (T ½ = 2,48·10 5 лет).

Из 11 искусственных радиоактивных изотопов с массовыми числами от 227 до 240 долгоживущий - 233 U (T ½ = 1 ,62·10 5 лет); он получается при нейтронном облучении тория. 238 U и 235 U являются родоначальниками двух радиоактивных рядов.

Историческая справка. Уран открыт в 1789 немецким химиком М. Г. Клапротом и назван им в честь планеты Уран, открытой В. Гершелем в 1781. В металлическом состоянии Уран получен в 1841 французским химиком Э. Пелиго при восстановлении UCl 4 металлическим калием. Первоначально Уран приписывали атомную массу 120, и только в 1871 году Д. И. Менделеев пришел к выводу, что эту величину надо удвоить.

Длительное время уран представлял интерес только для узкого круга химиков и находил ограниченное применение для производства красок и стекла. С открытием явления радиоактивности Урана в 1896 году и радия в 1898 году началась промышленного переработка урановых руд с целью извлечения и использования радия в научных исследованиях и медицине. С 1942 года, после открытия в 1939 году явления деления ядер, Уран стал основным ядерным топливом.

Распространение Урана в природе. Уран - характерный элемент для гранитного слоя и осадочной оболочки земной коры. Среднее содержание Урана в земной коре (кларк) 2,5·10 -4 % по массе, в кислых изверженных породах 3,5·10 -4 %, в глинах и сланцах 3,2·10 -4 %, в основных породах 5 ·10 -5 %, в ультраосновных породах мантии 3·10 -7 %. Уран энергично мигрирует в холодных и горячих, нейтральных и щелочных водах в форме простых и комплексных ионов, особенно в форме карбонатных комплексов. Важную роль в геохимии Урана играют окислительно-восстановительные реакции, поскольку соединения Урана, как правило, хорошо растворимы в водах с окислительной средой и плохо растворимы в водах с восстановительной средой (например, сероводородных).

Известно около 100 минералов Урана; промышленное значение имеют 12 из них. В ходе геологической истории содержание Урана в земной коре уменьшилось за счет радиоактивного распада; с этим процессом связано накопление в земной коре атомов Рb, He. Радиоактивный распад Урана играет важную роль в энергетике земной коры, являясь существенным источником глубинного тепла.

Физические свойства Урана. Уран по цвету похож на сталь, легко поддается обработке. Имеет три аллотропических модификации - α, β и γ с температурами фазовых превращений: α → β 668,8 °С, β → γ 772,2 °С; α-форма имеет ромбическую решетку (а = 2,8538Å, b = 5.8662Å, с = 4.9557Å), β-форма - тетрагональную решетку (при 720 °С а = 10,759Å, b = 5,656Å), γ-форма - объемноцентрированную кубическую решетку (при 850 °С а = 3,538Å). Плотность Урана в α-форме (25 °С) 19,05 г/см 3 ; t пл 1132 °С; t кип 3818 °С; теплопроводность (100-200 °С), 28,05 вт/(м·К) , (200-400 °С) 29,72 вт/(м·К) ; удельная теплоемкость (25 °С) 27,67 кдж/(кг·К) ; удельное электросопротивление при комнатной температуре около 3·10 -7 ом·см, при 600 °С 5,5·10 -7 ом·см; обладает сверхпроводимостью при 0,68 К; слабый парамагнетик, удельная магнитная восприимчивость при комнатной температуре 1,72·10 -6 .

Механические свойства Урана зависят от его чистоты, от режимов механической и термической обработки. Среднее значение модуля упругости для литого Уран 20,5·10 -2 Мн/м 2 ; предел прочности при растяжении при комнатной температуре 372-470 Мн/м 2 ; прочность повышается после закалки из β- и γ-фаз; средняя твердость по Бринеллю 19,6-21,6·10 2 Мн/м 2 .

Облучение потоком нейтронов (которое имеет место в ядерном реакторе) изменяет физико-механические свойства Урана: развивается ползучесть и повышается хрупкость, наблюдается деформация изделий, что заставляет использовать Уран в ядерных реакторах в виде различных урановых сплавов.

Уран - радиоактивный элемент. Ядра 235 U и 233 U делятся спонтанно, а также при захвате как медленных (тепловых), так и быстрых нейтронов с эффективным сечением деления 508·10 -24 см 2 (508 барн) и 533·10 -24 см 2 (533 барн) соответственно. Ядра 238 U делятся при захвате только быстрых нейтронов с энергией не менее 1 Мэв; при захвате медленных нейтронов 238 U превращается в 239 Рu, ядерные свойства которого близки к 235 U. Критическая масса Урана (93,5% 235 U) в водных растворах составляет менее 1 кг, для открытого шара - около 50 кг, для шара с отражателем - 15-23 кг; критическая масса 233 U- примерно 1/3 критической массы 235 U.

Химические свойства Урана. Конфигурация внешней электронной оболочки атома Урана 7s 2 6d l 5f 3 . Уран относится к реакционноспособным металлам, в соединениях проявляет степени окисления +3, +4, + 5, +6, иногда +2; наиболее устойчивы соединения U (IV) и U (VI). На воздухе медленно окисляется с образованием на поверхности пленки оксида (IV), которая не предохраняет металл от дальнейшего окисления. В порошкообразном состоянии Уран пирофорен и горит ярким пламенем. С кислородом образует оксид (IV) UO 2 , оксид (VI) UО 3 и большое число промежуточных оксидов, важнейший из которых U 3 O 8 . Эти промежуточные оксиды по свойствам близки к UO 2 и UO 3 . При высоких температуpax UO 2 имеет широкую область гомогенности от UO 1, 60 до UO 2,27 . С фтором при 500-600 °С образует тетрафторид UF 4 (зеленые игольчатые кристаллы, малорастворимые в воде и кислотах) и гексафторид UF 6 (белое кристаллическое вещество, возгоняющееся без плавления при 56,4 °С); с серой - ряд соединений, из которых наибольшее значение имеет US (ядерное горючее). При взаимодействии Урана с водородом при 220 °С получается гидрид UH 3 ; с азотом при температуре от 450 до 700 °С и атмосферном давлении - нитрид U 4 N 7 , при более высоком давлении азота и той же температуре можно получить UN, U 2 N 3 и UN 2 ; с углеродом при 750-800 °С - монокарбид UC, дикарбид UC 2 , а также U 2 С 3 ; с металлами образует сплавы различных типов. Уран медленно реагирует с кипящей водой с образованием UO 2 н Н 2 , с водяным паром - в интервале температур 150-250 °С; растворяется в соляной и азотной кислотах, слабо - в концентрированной плавиковой кислоте. Для U (VI) характерно образование иона уранила UO 2 2+ ; соли уранила окрашены в желтый цвет и хорошо растворимы в воде и минеральных кислотах; соли U (IV) окрашены в зеленый цвет и менее растворимы; ион уранила чрезвычайно способен к комплексообразованию в водных растворах как с неорганических, так и с органических веществами; наиболее важны для технологии карбонатные, сульфатные, фторидные, фосфатные и других комплексы. Известно большое число уранатов (солей не выделенной в чистом виде урановой кислоты), состав которых меняется в зависимости от условий получения; все уранаты имеют низкую растворимость в воде.

Уран и его соединения радиационно и химически токсичны. Предельно допустимая доза (ПДД) при профессиональном облучении 5 бэр в год.

Получение Урана. Уран получают из урановых руд, содержащих 0,05-0,5% U. Руды практически не обогащаются, за исключением ограниченного способа радиометрической сортировки, основанной на γ-излучении радия, всегда сопутствующего урану. В основном руды выщелачивают растворами серной, иногда азотной кислот или растворами соды с переводом Урана в кислый раствор в виде UО 2 SO 4 или комплексных анионов 4- , а в содовый раствор - в виде 4- . Для извлечения и концентрирования Урана из растворов и пульп, а также для очистки от примесей применяют сорбцию на ионообменных смолах и экстракцию органических растворителями (трибутилфосфат, алкилфосфорные кислоты, амины). Далее из растворов добавлением щелочи осаждают уранаты аммония или натрия или гидрооксид U(OH) 4 . Для получения соединений высокой степени чистоты технические продукты растворяют в азотной кислоте и подвергают аффинажным операциям очистки, конечными продуктами которых являются UO 3 или U 3 О 8 ; эти оксиды при 650-800 °С восстанавливаются водородом или диссоциированным аммиаком до UO 2 с последующим переводом его в UF 4 обработкой газообразным фтористым водородом при 500-600 °С. UF 4 может быть получен также при осаждении кристаллогидрата UF 4 ·nН 2 О плавиковой кислотой из растворов с последующим обезвоживанием продукта при 450 °С в токе водорода. В промышленности основные способом получения Уран из UF 4 является его кальциетермическим или магниетермическим восстановление с выходом Урана в виде слитков массой до 1,5 т. Слитки рафинируются в вакуумных печах.

Очень важным процессом в технологии Урана является обогащение его изотопом 235 U выше естественного содержания в рудах или выделение этого изотопа в чистом виде, поскольку именно 235 U - основные ядерное горючее; осуществляется это методами газовой термодиффузии, центробежными и другими методами, основанными на различии масс 238 U и 235 U; в процессах разделения Уран используется в виде летучего гексафторида UF 6 . При получении Урана высокой степени обогащения или изотопов учитываются их критические массы; наиболее удобный способ в этом случае - восстановление оксидов Урана кальцием; образующийся при этом шлак СаО легко отделяется от Урана растворением в кислотах. Для получения порошкообразного Урана, оксида (IV), карбидов, нитридов и других тугоплавких соединений применяются методы порошковой металлургии.

Применение Урана. Металлический Уран или его соединения используются в основном в качестве ядерного горючего в ядерных реакторах. Природная или малообогащенная смесь изотопов Урана применяется в стационарных реакторах атомных электростанций, продукт высокой степени обогащения - в ядерных силовых установках или в реакторах, работающих на быстрых нейтронах. 235 U является источником ядерной энергии в ядерном оружии. 238 U служит источником вторичного ядерного горючего - плутония.

Уран в организме. В микроколичествах (10 -5 -10 -8 %) обнаруживается в тканях растений, животных и человека. В золе растений (при содержании Уран в почве около 10 -4 %) его концентрация составляет 1,5·10 -5 %. В наибольшей степени Уран накапливается некоторыми грибами и водорослями (последние активно участвуют в биогенной миграции Урана по цепи вода - водные растения - рыба - человек). В организм животных и человека Уран поступает с пищей и водой в желудочно-кишечный тракт, с воздухом в дыхательные пути, а также через кожные покровы и слизистые оболочки. Соединения Уран всасываются в желудочно-кишечном тракте - около 1% от поступающего количества растворимых соединений и не более 0,1% труднорастворимых; в легких всасываются соответственно 50% и 20%. Распределяется Уран в организме неравномерно. Основное депо (места отложения и накопления) - селезенка, почки, скелет, печень и, при вдыхании труднорастворимых соединений, - легкие и бронхолегочные лимфатические узлы. В крови Уран (в виде карбонатов и комплексов с белками) длительно не циркулирует. Содержание Уран в органах и тканях животных и человека не превышает 10 -7 г/г. Так, кровь крупного рогатого скота содержит 1·10 -8 г/мл, печень 8·10 -8 г/г, мышцы 4·10 -11 г/г, селезенка 9·10 8-8 г/г. Содержание Урана в органах человека составляет: в печени 6·10 -9 г/г, в легких 6·10 -9 -9·10 -9 г/г, в селезенке 4,7·10 -7 г/г, в крови 4-10 -10 г/мл, в почках 5,3·10 -9 (корковый слой) и 1,3·10 -8 г/г (мозговой слой), в костях 1·10 -9 г/г, в костном мозге 1 -Ю -8 г/г, в волосах 1,3·10 -7 г/г. Уран, содержащийся в костной ткани, обусловливает ее постоянное облучение (период полувыведения Урана из скелета около 300 суток). Наименьшие концентрации Урана - в головном мозге и сердце (10 -10 г/г). Суточное поступление Урана с пищей и жидкостями - 1,9·10 -6 г, с воздухом - 7·10 -9 г. Суточное выведение Уран из организма человека составляет: с мочой 0,5·10 -7 - 5·10 -7 г, с калом - 1,4·10 -6 -1,8·10 -6 г, с волосами - 2·10 -8 г.

По данным Международной комиссии по радиационной защите, среднее содержание Урана в организме человека 9·10 -5 г. Эта величина для различных районов может варьировать. Полагают, что Уран необходим для нормальной жизнедеятельности животных и растений.

Токсическое действие Уран обусловлено его химические свойствами и зависит от растворимости: более токсичны уранил и других растворимые соединения Урана. Отравления Ураном и его соединениями возможны на предприятиях по добыче и переработке уранового сырья и других промышленного объектах, где он используется в технологическом процессе. При попадании в организм Уран действует на все органы и ткани, являясь общеклеточным ядом. Признаки отравления обусловлены преимущественным поражением почек (появление белка и сахара в моче, последующая олигурия); поражаются также печень и желудочно-кишечный тракт. Различают острые и хронические отравления; последние характеризуются постепенным развитием и меньшей выраженностью симптомов. При хронической интоксикации возможны нарушения кроветворения, нервной системы и др. Полагают, что молекулярный механизм действия Урана связан с его способностью подавлять активность ферментов.

Ядерные технологии в значительной степени основаны на использовании методов радиохимии, которые в свою очередь базируются на ядерно-физических, физических, химических и токсических свойствах ра- диоактиных элементов.

В данной главе мы ограничимся кратким описанием свойств основных делящихся изотопов - урана и плутония.

Уран

Уран (uranium ) U - элемент группы актинидов, 7-0Й период периодической системы, Z=92, атомная масса 238,029; самый тяжёлый из встречающихся в природе.

Известно 25 изотопов урана, все они радиоактивны. Самый лёгкий 217U (Tj/ 2 =26 мс), самый тяжелый 2 4 2 U (7 T J / 2 =i6,8 мин). Имеется 6 ядерных изомеров. В природном уране три радиоактивных изотопа: 2 з 8 и (99, 2 739%, Ti/ 2 =4,47109 л), 2 35U (0.7205%, Г,/2=7,04-109 лет) и 2 34U (0.0056%, Ti/ 2=2,48-юз л). Удельная радиоактивность природного урана 2,48104 Бк, разделяется практически пополам между 2 34U и 288 U; 2 35U вносит малый вклад (удельная активность изотопа 2 ззи в природном уране в 21 раз меньше активности 2 3 8 U). Поперечное сечение захвата тепловых нейтронов 46, 98 и 2,7 барн для 2 ззи, 2 35U и 2 3 8 U, соответственно; сечение деления 527 и 584 барн для 2 ззи и 2 з 8 и, соответственно; природной смеси изотопов (0,7% 235U) 4,2 барн.

Табл. 1. Ядерно-физические свойства 2 з9Ри и 2 35Ц.

Табл. 2. Захват нейтронов 2 35Ц и 2 з 8 Ц.

Шесть изотопов урана способны к спонтанному делению: 282 U, 2 ззи, 234U, 235U, 2 з 6 и и 2 з 8 и. Природные изотопы 2 ззи и 2 35U делятся под действием как тепловых, так и быстрых нейтронов, а ядра 2 з 8 и способны к делению только при захвате нейтронов с энергией более 1,1 МэВ. При захвате нейтронов с меньшей энергией ядра 288 U превращаются сначала в ядра 2 -i9U, которые далее испытывают p-распад и переходят сначала в 2 -"*9Np, а затем - в 2 39Pu. Эффективные сечения захвата тепловых нейтронов ядер 2 34U, 2 35U и 2 з 8 и равны 98, 683 и 2,7-барн соответственно. Полное деление 2 35U приводит к «тепловому энергетическому эквиваленту» 2-107 кВтч/кг. В качестве ядерного топлива используют изотопы 2 35U и 2 ззи, способные поддерживать цепную реакцию деления.

В атомных реакторах нарабатываются п искусственных изотопов урана с массовыми числами 227-^240, из которых самый долгоживущий - 233U (7V 2 =i,62*io 5 лет); он получается при нейтронном облучении тория. В сверхмощных нейтронных потоках термоядерного взрыва рождаются изотопы урана с массовыми числами 239^257.

Уран-232 - техногенный нуклид, а-излучатель, Т х / 2=68,9 лет, материнские изотопы 2 з 6 Ри(а), 23 2 Np(p*) и 23 2 Ра(р), дочерний нуклид 228 Th. Интенсивность спонтанного деления 0,47 дел./с кг.

Уран-232 образуется в результате следующих распадов:

Р + -распад нуклида *3 a Np (Ti/ 2 =14,7 мин):

В ядерной промышленности 2 3 2 U нарабатывается как побочный продукт при синтезе делящегося (оружейного) нуклида 2 ззи в ториевом топливном цикле. При облучении 2 3 2 Th нейтронами происходит основная реакция:

и побочная двухстадийная реакция:

Наработка 232 U из тория идёт только на быстрых нейтронах (Е „>6 МэВ). Если в исходном веществе находится 2 з°ТЬ, то образование 2 3 2 U дополняется реакцией: 2 з°ТЬ+и-> 2 3‘ТЬ. Эта реакция идёт на тепловых нейтронах. Генерация 2 3 2 U по ряду причин нежелательна. Её подавляют путём использования тория с минимальной концентрацией 2 з°ТЬ.

Распад 2 з 2 и происходит по следующим направлениям:

А-распад в 228 Th (вероятность юо%, энергия распада 5,414 МэВ):

энергия испускаемых а-частиц 5,263 МэВ (в 31,6% случаев) и 5,320 МэВ (в 68,2% случаев).

• - спонтанное деление (вероятность менее мо~ 12 %);
• - кластерный распад с образованием нуклида 28 Mg (вероятность распада менее 5*10" 12 %):

Кластерный распад с образованием нуклида 2

Уран-232 является родоначальником длинной цепочки распада, в которую входят нуклиды - излучатели жёстких у-квантов:

^U-(3,64 дн, a,y)-> 220 Rn-> (55,6 с, а)-> 21б Ро->(0,155 с, а)-> 212 РЬ->(10,64 ч, р, y)-> 212 Bi ->(60,6 м, р, у)-> 212 Ро а, у)->208x1, 212 Ро->(3"Ю‘ 7 с, а)-> 2о8 РЬ (стаб), 2о8 Т1->(3,06 м, р, у-> 2о8 РЬ.

Накопление 2 3 2 U неизбежно при производстве 2 ззи в ториевом энергетическом цикле. Интенсивное у-излучение, возникающее при распаде 2 3 2 U сдерживает развитие ториевой энергетики. Необычным является то, что чётный изотоп 2 з 2 11 имеет высокое сечение деления под действием нейтронов (для тепловых нейтронов 75 барн), а также высокое сечение захвата нейтронов - 73 барна. 2 3 2 U применяется в методе радиоактивных индикаторов в химических исследованиях.

2 з 2 и является родоначальником длинной цепочки распада (по схеме 2 з 2 ТЬ), в которую входят нуклиды-излучатели жёстких у-квантов. Накопление 2 3 2 U неизбежно при производстве 2 ззи в ториевом энергетическом цикле. Интенсивное у-излучение, возникающее при распаде 232 U сдерживает развитие ториевой энергетики. Необычным является то, что чётный изотоп 2 3 2 U имеет высокое сечение деления под действием нейтронов (для тепловых нейтронов 75 барн), а также высокое сечение захвата нейтронов - 73 барна. 2 3 2 U часто применяется в методе радиоактивных индикаторов в химических и физических исследованиях.

Уран-233 - техногенный радионуклид, а-излучатель (энергии 4,824 (82,7%) и 4,783 МэВ (14,9%),), Tvi= 1,585105 лет, материнские нуклиды 2 37Pu(a)-? 2 33Np(p +)-> 2 ззРа(р), дочерний нуклид 22 9Th. 2 ззи получается в атомных реакторах из тория: 2 з 2 ТЬ захватывает нейтрон и превращается в 2 ззТЬ, который распадается на 2 ззРа, а затем в 2 ззи. Ядра 2 ззи (нечётный изотоп) способны как к спонтанному делению, так и к делению под действием нейтронов любых энергий, что делает его пригодным к производству как атомного оружия, так и реакторного топлива. Эффективное сечение деления 533 барн, сечение захвата - 52 барн, выход нейтронов: на один акт деления - 2,54, на один поглощенный нейтрон - 2,31. Критическая масса 2 ззи в три раза меньше критической массы 2 35U (-16 кг). Интенсивность спонтанного деления 720 дел./с кг.

Уран-233 образуется в результате следующих распадов:

- (3 + -распад нуклида 2 33Np (7^=36,2 мин):

В промышленных масштабах 2 ззи получают из 2 32Th, облучением нейтронами:

При поглощении нейтрона, ядро 2 ззи обычно делится, но изредка захватывает нейтрон, переходя в 2 34U. Хотя 2 ззи, поглотив нейтрон, обычно делится, всё же он иногда сохраняет нейтрон, переходя в 2 34U. Наработку 2 ззи проводят как в быстрых, так и в тепловых реакторах.

С оружейной точки зрения 2 ззи, сравним с 2 39Ри: его радиоактивность - 1/7 от активности 2 39Pu (Ti/ 2 =159200 л против 24100 л у Ри), критическая масса 2 ззи на 6о% выше, чем у ^Ри (16 кг против ю кг), а скорость спонтанного деления выше в 20 раз (б-ю - ’ против 310 10). Нейтронный поток от 2 ззи в з раза выше, чем у 2 39Ри. Создание ядериого заряда на основе 2 ззи требует больших усилий, чем на ^Ри. Основное препятствие - наличие в 2ззи примеси 232 U, у-излучение проектов распада которого затрудняет работы с 2 ззи и позволяет легко обнаружить готовое оружие. К тому же, короткий период полураспада у 2 3 2 U делает его активным источником а- частиц. 2 ззи с 1% 232 и имеет в з раза более сильную a-активность, чем оружейный плутоний и, соответственно, большую радиотоксичность. Эта а- активность вызывает рождение нейтронов в лёгких элементах оружейного заряда. Для минимизации этой проблемы присутствие таких элементов как Be, В, F, Li должно быть минимальным. Наличие нейтронного фона не влияет на работу" имплозионные системы, но для пушечных схемы требуется высокий уровень чистоты по лёгким элементам. Содержание 23 2 U в оружейном 2 ззи не должно превышать 5 частей на миллион (0.0005%). В топливе энергетических тепловых реакторов наличие 2 зги не вредно, а даже желательно, т.к. снижает возможность применения урана для оружейных целей. После переработки ОЯТ и повторного использования топлива содержание 232U достигает о, 1+0,2%.

Распад 2 ззи происходит по следующим направлениям:

А-распад в 22 9Th (вероятность юо%, энергия распада 4,909 МэВ):

энергия испускаемых яг-частиц 4,729 МэВ (в 1,61% случаев), 4,784 МэВ (в 13,2% случаев) и 4,824 МэВ (в 84,4% случаев).

• - спонтанное деление (вероятность
• - кластерный распад с образованием нуклида 28 Mg (вероятность распада менее 1,з*10 _1 з%):

Кластерный распад с образованием нуклида 24 Ne (вероятность распада 7,3-10-“%):

Цепочка распада 2 ззи относится к нептуниевому ряду.

Удельная радиоактивность 2 ззи 3,57-ю 8 Бк/г, что соответствует a-активности (и радиотоксичиости) -15% от плутония. Всего 1% 2 3 2 U увеличивает радиоактивность до 212 мКи/г.

Уран-234 (уран II, UII) входит в состав природного урана (0,0055%), 2,445105 лет, а-излучатель (энергия а-частиц 4,777 (72%) и

4,723 (28 %) МэВ), материнские радионуклиды: 2 з 8 Ри(а), 234 Pa(P), 234 Np(p +),

дочерний изотоп в 2 з»ть.

Обычно 234 U находится в равновесии с 2 з 8 и, распадаясь и образуясь с одинаковой скоростью. Примерно половину радиоактивности природного урана составляет вклад 234U. Обычно 234U получают ионно-обменной хроматографией старых препаратов чистого 2 з 8 Ри. При а-распаде *звРи поддается 2 34U, поэтому старые препараты 2 з 8 Ри представляют собой хорошие источники 2 34U. юо г 2з8Ри содержат через год 776 мг 2 34U, через 3 года

2,2 г 2 34U. Концентрация 2 34U в высокообогащённом уране довольно высока из-за предпочтительного обогащения лёгкими изотопами. Поскольку 2 34и - сильный у-излучатель, имеются ограничения на его концентрацию в уране, предназначенном для переработки в топливо. Повышенный уровень 234и приемлем для реакторов, но переработанное ОЯТ содержит уже неприемлемые уровни этого изотопа.

Распад 234и происходит по следующим направлениям:

А-распад в 2 з°ТЬ (вероятность 100%, энергия распада 4,857 МэВ):

энергия испускаемых а-частиц 4,722 МэВ (в 28,4% случаев) и 4,775 МэВ (в 71,4% случаев).

• - спонтанное деление (вероятность 1,73-10-9%).
• - кластерный распад с образованием нуклида 28 Mg (вероятность распада 1,4-10" п %, по другим данным 3,9-10-“%):

• - кластерный распад с образованием нуклидов 2 4Ne и 26 Ne (вероятность распада 9-10" ,2 %, по другим данным 2,з-10 _11 %):

Известен единственный изомер 2 34ти (Тх/ 2 = 33,5 мкс).

Сечение поглощения 2 34U тепловых нейтронов юо барн, а для резонансного интеграла, усреднённого по различным промежуточным нейтронам 700 барн. Поэтому в реакторах на тепловых нейтронах он конвертируется в делящийся 235U с большей скоростью, чем намного большее количество 238U (с поперечным сечением 2,7 барн) конвертируется в 2 з9Ри. В результате, ОЯТ содержит меньше 2 34U, чем свежее топливо.

Уран-235 относится к семейству 4П+3, способен давать цепную реакцию деления. Это - первый изотоп, на котором была открыта реакция вынужденного деления ядер под действием нейтронов. Поглощая нейтрон, 235U переходит в 2 зби, который делится на две части, выделяя энергию и испуская несколько нейтронов. Делящийся нейтронами любых энергий, способный к самопроизвольному делению, изотоп 2 35U входит в состав природного уфана (0,72%), а-излучатель (энергии 4,397 (57%) и 4,367 (18%) МэВ), Ti/j=7,038-ю 8 лет, материнские нуклиды 2 35Ра, 2 35Np и 2 39Ри, дочерний - 23«Th. Интенсивность спонтанного деления 2 3su 0,16 делений/с кг. При делении одного ядра 2 35U выделяется 200 МэВ энергии=з,2Ю п Дж, т.е. 18 ТДж/моль=77 ТДж/кг. Поперечное сечение деления тепловыми нейтронами составляет 545 барн, а быстрыми нейтронами - 1,22 барна, выход нейтронов: на один акт деления - 2,5, на один поглощенный нейтрон - 2,08.

Замечание. Поперечное сечение захвата медленных нейтронов с образованием изотопа 2 зи (юо барн), так что общее поперечное сечение поглощения медленных нейтронов составляет 645 барн.

• - спонтанное деление (вероятность 7*10~9%);
• - кластерный распад с образованием нуклидов 2 °Ne, 2 5Ne и 28 Mg (вероятности соответственно составляют 8-io _10 %, 8-кг 10 %, 8*Ю" ,0 %):

Рис. 1.

Известен единственный изомер 2 35n»u (7/ 2 =2б мин).

Удельная активность 2 35Ц 7,77-ю 4 Бк/г. Критическая масса оружейного урана (93,5% 2 35U) для шара с отражателем - 15-7-23 кг.

Деление 2 »5U используется в атомном оружии, для производства энергии и для синтеза важных актинидов. Цепная реакция поддерживается благодаря избытку нейтронов, образующихся при делении 2 35Ц.

Уран-236 встречается на Земле природе в следовых количествах (на Луне его больше), а-излучатель (?

Рис. 2. Радиоактивное семейство 4/7+2 (включая -з 8 и).

В атомном реакторе 2 ззи поглощает тепловой нейтрон, после чего он с вероятностью 82% делится, а с вероятностью 18% испускает у-квант и превращается в 2 з б и (на юо разделившихся ядер 2 35U приходится 22 образовавшихся ядер 2 3 6 U). В незначительных количествах входит в состав свежего топлива; накапливается при облучении урана нейтронами в реакторе, и потому используется как «сигнализатор» ОЯТ. 2 з б и образуется как побочный продукт при сепарации изотопов методом газовой диффузии при регенерации использованного ядерного горючего. Образующийся в энергетическом реакторе 236 U - нейтронный яд, его присутствие в ядерном топливе компенсируют высоким уровнем обогащения 2 35U.

2 з б и используется как трассер смешения океанических вод.

Уран-237, Т&= 6,75 дн, бета- и гамма-излучатель, может быть получен по ядерным реакциям:

Детектрирование 287 и проводят по линиям с Еу= о,об МэВ (36%), 0,114 МэВ (0,06%), 0,165 МэВ (2,0%), 0,208 МэВ (23%)

237U применяется в методе радиоактивных индикаторов в химических исследованиях. Измерение концентрации (2 4°Am) в осадках, выпадающих после испытания атомного оружия, даёт ценную информацию о типе заряда и использованной аппаратуре.

Уран-238 - относится к семейству 4П+2, делится нейтронами высоких энергий (более 1,1 МэВ), способен к самопроизвольному делению, составляет основу природного урана (99,27%), а-излучатель, 7’ ; /2=4>4б8-109 лет, непосредственно распадается на 2 34Th, образует ряд генетически связанных радионуклидов, и через 18 продуктов превращается в 20б РЬ. Чистый 2 3 8 U имеет удельную радиоактивность 1,22-104 Бк. Период полураспада очень большой - порядка ю 16 лет, так что вероятность деления по отношению к основному процессу - испусканию а-частицы - составляет всего Ю" 7 . Один килограмм урана даёт всего ю спонтанных делений в секунду, а за это же время а-частицы излучают 20 миллионов ядер. Материнские нуклиды: 2 4 2 Ри(а), *з8ра(р-) 234Th, дочерний T,/ 2 = 2 :i 4 Th.

Уран-238 образуется в результате следующих распадов:

2 (V0 4) 2 ] 8Н 2 0. Из вторичных минералов распространён гидратированный уранилфосфат кальция Ca(U0 2) 2 (P0 4) 2 -8H 2 0. Часто урану в минералах сопутствуют другие полезные элементы - титан, тантал, редкие земли. Поэтому естественно стремление к комплексной переработке ураисодержащих руд.

Основные физические свойства урана: атомная масса 238,0289 а.е.м. (г/моль); радиус атома 138 пм (1 пм=ю 12 м); энергия ионизации (первый электрон 7,11 эВ; электронная конфигурация -5f36d‘7s 2 ; степени окисления 6, 5, 4, 3; Г П л=113 2 , 2 °; Т т ,1=3818°; плотность 19,05; удельная теплоёмкость 0,115 ДжДКмоль); прочность на разрыв 450 МПа, Теплота плавления 12,6 кДж/моль, теплота испарения 417 кДж/моль, удельная теплоёмкость 0,115 Дж/(моль-К); молярный объём 12,5 смз/моль; характеристическая температура Дебая © Д =200К, температура перехода в сверхпроводящее состояние о,68К.

Уран - тяжёлый, серебристо-белый глянцевитый металл. Он немного мягче стали, ковкий, гибкий, обладает небольшими парамагнитными свойствами, в порошкообразном состоянии пирофорен. Уран имеет три аллотропные формы: альфа (ромбическая, a-U, параметры решётки 0=285, Ь= 587, с=49б пм, стабильна до 667,7°), бета (тетрагональная, p-U, стабильна от 667,7 до 774,8°), гамма (с кубической объёмно центрированной решёткой, y-U, существующей от 774,8° до точки плавления, frm=ii34 0), в которых уран наиболее податлив и удобен для обработки.

При комнатной температуре устойчива ромбическая a-фаза, призматическая структура состоит из волнистых атомных слоёв, параллельных плоскости abc, в чрезвычайно асимметричной призматической решётке. В пределах слоёв, атомы тесно связаны, в то время как прочность связей между атомами смежных слоёв намного слабее (рис. 4). Такая анизотропная структура затрудняет сплавление урана с другими металлами. Только молибден и ниобий создают с ураном твёрдофазные сплавы. Всё же металлический уран может вступать во взаимодействие со многими сплавами, образуя интерметаллические соединения.

В интервале 668^775° существует (3-уран. Тетрагонального типа решётка имеет слоистую структуру со слоями, параллельными плоскости ab в позициях 1/4С, 1/2с и 3/4С элементарной ячейки. При температуре выше 775° образуется у-уран с объёмноцентрированной кубической решёткой. Добавление молибдена позволяет иметь у-фазу при комнатной температуре. Молибден образует обширный ряд твёрдых растворов с у-ураном и стабилизирует у-фазу при комнатной температуре. у-Уран намного мягче и более ковкий, чем хрупкие а- и (3-фазы.

Существенное влияние на физико-механические свойства урана оказывает облучение нейтронами, вызывающее увеличение размеров образца, изменение формы, а также резкое ухудшение механических свойств (ползучесть, охрупчивание) урановых блоков в процессе работы ядерного реактора. Увеличение объёма обусловлено накоплением в уране при делении примесей элементов с меньшей плотностью (перевод 1% урана в осколочные элементы увеличивает объём на 3,4%).

Рис. 4. Некоторые кристаллические структуры урана: а - а-уран, б - р-уран.

Наиболее распространенными методами получения урана в металлическом состоянии является восстановление их фторидов щёлочными или щелочноземельными металлами или электролиз расплавов их солей. Уран может быть получен также металлотермическим восстановлением из карбидов вольфрамом или танталом.

Способность легко отдавать электроны определяет восстановительные свойства урана и его большую химическую активность. Уран может взаимодействовать почти со всеми элементами, кроме благородных газов, приобретая при этом степени окисления +2, +3, +4, +5, +6. В растворе основная валентность 6+.

Быстро окисляясь на воздухе, металлический уран покрывается радужной плёнкой оксида. Мелкий порошок урана самовоспламеняется на воздухе (при температурах 1504-175°), образуя и;} Ов. При 1000° уран соединяется с азотом, образуя жёлтый нитрид урана. Вода способна реагировать с металлом, медленно при низкой температуре и быстро при высокой. Уран бурно реагирует с кипящей водой и водяным паром с выделением водорода, который с ураном образует гидрид

Эта реакция проходит более энергично, чем горение урана в кислороде. Такая химическая активность урана заставляет защищать уран в ядерных реакторах от контакта с водой.

Уран растворяется в соляной, азотной и других кислотах, образуя соли U(IV), зато не взаимодействует со щелочами. Уран вытесняет водород из неорганических кислот и солевых растворов таких металлов как ртуть, серебро, медь, олово, платина и золото. При сильном встряхивании металлические частицы урана начинают светиться.

Особенности структуры электронных оболочек атома урана (наличие ^/-электронов) и некоторые его физико-химические свойства служат основанием для отнесения урана к ряду актинидов. Однако есть химическая аналогия урана с Сг, Мо и W. Уран отличается высокой химической активностью и реагирует со всеми элементами за исключением благородных газов. В твёрдой фазе примерами U(VI) являются триоксид уранила U0 3 и уранилхлорид U0 2 C1 2 . Тетрахлорид урана UC1 4 и диоксид урана U0 2

Примеры U(IV). Вещества, содержащие U(IV) обычно нестабильны и обращаются в шестивалентные при длительном пребывании на воздухе.

В системе уран-кислород установлены шесть оксидов: UO, U0 2 , U 4 0 9 , и 3 Ов, U0 3 . Для них характерна широкая область гомогенности. U0 2 - основной оксид, тогда как U0 3 - амфотерна. U0 3 - взаимодействует с водой с образованием ряда гидратов, из них важнейшие - диурановая кислота H 2 U 2 0 7 и урановая кислота Н 2 1Ю 4 . Со щелочами U0 3 образует соли этих кислот - уранаты. При растворении U0 3 в кислотах образуются соли двухзарядного катиона уранила U0 2 a+ .

Диоксид урана, U0 2 , стехиометрического состава имеет коричневый цвет. При увеличении содержания кислорода в оксиде цвет изменяется от темнокоричневого до чёрного. Кристаллическая структура типа CaF 2 , а = 0,547 нм; плотность 10,96 г/см"* (самая большая плотность среди оксидов урана). Т , пл =2875 0 , Т кн „ = 3450°, Д#°298 =-1084,5 кДж/моль. Диоксид урана является полупроводником с дырочной проводимостью, сильный парамагнетик. ПДК = о,015мг/мз. Не растворим в воде. При температуре -200° присоединяет кислород, достигая состава U0 2>25 .

Оксид урана (IV) можно полущить по реакциям:

Диоксид урана проявляет только основные свойства, ему соответствует основной гидроксид U(OH) 4 , который далее превращается в гидратированный гидроксид U0 2 Н 2 0. Диоксид урана медленно растворяется в сильных кислотах-неокислителях в отсутствие кислорода воздуха с образованием ионов Ш + :

U0 2 + 2H 2 S0 4 ->U(S0 4) 2 + 2Н 2 0. (38)

Он растворим в концентрированных кислотах, причём скорость растворения можно значительно увеличить добавлением фтор-иона.

При растворении в азотной кислоте происходит образование ура- нил-иона 1Ю 2 2+ :

Триурана октаоксид U 3 0s (закись-окись урана) - порошок, окраска которого меняется от чёрной до темно-зелёной; при сильном измельчении - оливково-зелёного цвета. Крупные кристаллы чёрного цвета, оставляют на фарфоре зеленые штрихи. Известны три кристаллические модификации U 3 0h: a-U 3 C>8 - кристаллическая структура ромбическая (пр. гр. С222; 0=0,671 нм; 6=1,197 нм; с=о,8з нм; d =0,839 нм); p-U 3 0e - кристаллическая структура ромбическая (пространственная группа Стст; 0=0,705 нм; 6=1,172 нм; 0=0,829 нм. Начало разложения юоо° (переходит в 1Ю 2), ПДК= 0,075 мг/мз.

U 3 C>8 можно получить по реакции:

Прокаливанием U0 2 , U0 2 (N0 3) 2 , U0 2 C 2 0 4 3H 2 0, U0 4 -2H 2 0 или (NH 4) 2 U 2 0 7 при 750 0 на воздухе или в атмосфере кислорода (р=150+750 мм рт. ст.) полущают стехиометрически чистый U 3 08.

При прокаливании U 3 0s при Т>юоо° идёт восстановление до 1Ю 2 , однако при остывании на воздухе происходит возврат в U 3 0s. U 3 0e растворяется только в концентрированных сильных кислотах. В соляной и серной кислотах образуется смесь U(IV) и U(VI), а в азотной кислоте - нитрат ура- нила. Разбавленная серная и соляная кислоты очень слабо реагируют с U 3 Os даже при нагревании, добавка окислителей (азотной кислоты, пиролюзита) резко увеличивает скорость растворения. Концентрированная H 2 S0 4 растворяет U 3 Os с образованием U(S0 4) 2 и U0 2 S0 4 . Азотная кислота растворяет U 3 Oe с образованием уранилнитрата.

Триоксид урана, U0 3 - кристаллическое или аморфное вещество ярко жёлтого цвета. Реагирует с водой. ПДК = 0,075 мг/м 3 .

Получается при прокаливании полиуранатов аммония, пероксида урана, оксалата уранила при 300-^-500° и шестиводного уранилнитрата. При этом образуется оранжевый порошок аморфной структуры с плотностью

6,8 г/смз. Кристаллическая форма 1Ю 3 может быть получена окислением U 3 0 8 при температурах 450°ч-750° в токе кислорода. Существуют шесть кристаллических модификаций U0 3 (а, (3, у> §> ?, п)- U0 3 гигроскопичен и во влажном воздухе превращается в гидроксид уранила. Его нагрев при 520°-^6оо° даёт соединение состава 1Ю 2>9 , дальнейшее нагревание до 6оо° позволяет получить U 3 Os.

Водород, аммиак, углерод, щелочные и щёлочноземельные металлы восстанавливают U0 3 до U0 2 . При пропускании смеси газов HF и NH 3 образуется UF 4 . В высшей валентности уран проявляет амфотерные свойства. При действии кислот U0 3 или на его гидраты образуются соли уранила (U0 2 2+), окрашенные в жёлто-зелёный цвет:

Большинство солей уранила хорошо растворимы в воде.

Со щелочами при сплавлении U0 3 образует соли урановой кислоты - уранаты МДКХ,:

Со щелочными растворами триоксид урана образует соли полиура- новых кислот - полиуранаты дгМ 2 0у1Ю 3 пН^О.

Соли урановой кислоты практически нерастворимы в воде.

Кислотные свойства U(VI) выражены более слабо, чем основные.

С фтором уран реагирует при комнатной температуре. Стабильность высших галогенидов падает от фторидов к иодидам. Фториды UF 3 , U4F17, U2F9 и UF 4 нелетучи, a UFe летучь. Важнейшими из фторидов являются UF 4 и UFe.

Фтппиппиянир окгиля т»яня ппптркярт по прякттии:

Реакция в кипящем слое осуществляется по уравнению:

Возможно использование фторирующих агентов: BrF 3 , CC1 3 F (фреон-11) или CC1 2 F 2 (фреон-12):

Фторид урана(1У) UF 4 («зелёная соль») - порошок от голубоватозеленоватого до изумрудного цвета. Г 11Л =юз6°; Г к,«,.=-1730°. ДЯ° 29 8= 1856 кДж/моль. Кристаллическая структура моноклинная (пр. гп. С2/с; 0=1,273 нм; 5=1,075 нм; 0=0,843 нм; d= 6,7 нм; р=12б°20"; плотность 6,72 г/смз. UF 4 - устойчивое, неактивное, нелетучее соединение плохо растворимое в воде. Лучший растворитель для UF 4 - дымящая хлорная кислота НС10 4 . В кислотах-окислителях растворяется с образованием соли уранила; быстро растворяется в горячем растворе Al(N0 3) 3 или А1С1 3 , а также в растворе борной кислоты, подкисленной H 2 S0 4 , НС10 4 или НС1. Комплексооб- разователи, связывающие фторид-ионы, например, Fe3 + , А1з + или борная кислота, также способствуют растворению UF 4 . С фторидами других металлов образует ряд малорастворимых двойных солей (MeUFe, Me 2 UF6, Me 3 UF 7 и др.). Промышленное значение имеет NH 4 UF 5 .

Фторид U(IV) является промежуточным продуктом при получении

как UF6, так и металлического урана.

UF 4 можно полущить по реакциям:

или путём электролитического восстановления фторида уранила.

Гексафторид урана UFe - при комнатной температуре кристаллы цвета слоновой кости с высоким коэффициентом преломления. Плотность

5,09 г/смз, плотность жидкого UFe - 3,63 г/смз. Летучее соединение. Твоаг = 5^>5°> Гил=б4,5° (под давлением). Давление насыщенных паров достигает атмосферы при 560°. Энтальпия образования АЯ° 29 8=-211б кДж/моль. Кристаллическая структура ромбическая (пр. гр. Рпта; 0=0,999 нм; fe= 0,8962 нм; с=о,5207 нм; d 5,060 нм (25 0). ПДК - 0,015 мг/мз. Из твердого состояния UF6 может возгоняться из твёрдой фазы (сублимировать) в газ, минуя жидкую фазу при широком диапазоне давлений. Теплота сублимации при 50 0 50 кДж/мг. Молекула не имеет дипольного момента, поэтому UF6 не ассоциирует. Пары UFr, - идеальный газ.

Получается при действии фтора на U его соединения:

Помимо газофазных реакций существуют и жидкофазные реакции

получения UF6 с помощью галогенфторидов, например

Существует способ получения UF6 без использования фтора - окислением UF 4:

UFe не реагирует с сухим воздухом, кислородом, азотом и С0 2 , но при контакте с водой, даже с её следами, подвергается гидролизу:

Взаимодействует он с большинством металлов, образуя их фториды, что осложняет способы его хранения. В качестве материалов сосудов для работы с UF6 пригодны: при нагревании Ni, монель и Pt, на холоду - ещё и тефлон, абсолютно сухие кварц и стекло, медь и алюминий. При температурах 25-ьюо 0 образует комплексные соединения с фторидами щелочных металлов и серебра типа 3NaFUFr>, 3KF2UF6.

Хорошо растворяется в различных органических жидкостях, в неорганических кислотах и во всех галогеифторидах. Инертен к сухим 0 2 , N 2 , С0 2 , С1 2 , Вг 2 . Для UFr, характерны реакции восстановления с большинством чистых металлов. С углеводородами и другими органическими веществами UF6 энергично реагирует, поэтому закрытые сосуды с UFe могут взрываться. UF6 в интервале 25 -гЮО° образует комплексные соли с фторидами щелочных и других металлов. Это свойство используют в технологии для избирательного извлечения UF

Гидриды урана UH 2 и UH 3 занимают промежуточное положение между солеподобными гидридами и гидридами типа твердых растворов водорода в металле.

При взаимодействии урана с азотом образуются нитриды. В системе U-N известны четыре фазы: UN (нитрид урана), a-U 2 N 3 (сесквинитрид), р- U 2 N 3 и UN If90 . Достичь состава UN 2 (динитрид) не удаётся. Надёжными и хорошо управляемыми являются синтезы мононитрида урана UN, которые лучше осуществлять непосредственно из элементов. Нитриды урана - порошкообразные вещества, окраска которых меняется от темно-серой до серой; похожи на металл. UN обладает кубической гранецентрированной кристаллической структурой, типа NaCl (0=4,8892 А); (/=14,324, 7^=2855°, устойчив в вакууме до 1700 0 . Его получают взаимодействием U или гидрида U с N 2 или NH 3 , разложением высших нитридов U при 1300° или их восстановлением металлическим ураном. U 2 N 3 известен в двух полиморфных модификациях: кубической а и гексагональной р (0=0,3688 нм, 6=0,5839 нм), выделяет N 2 в вакууме выше 8оо°. Его получают восстановлением UN 2 водородом. Динитрид UN 2 синтезируют реакцией U с N 2 при высоком давлении N 2 . Нитриды урана легко растворимы в кислотах и в растворах щелочей, но разлаются расплавленными щелочами.

Нитрид урана получают двустадийным карботермическим восстановлением оксида урана:

Нагрев в аргоне при 7М450 0 в течение 10*20 час

Получить нитрид урана состава, близкого к динитриду, UN 2 , можно воздействием аммиаком на UF 4 при высокой температуре и давлении.

Динитрид урана при нагреве разлагается:

Нитрид урана, обогащённый по 2 35U, обладает более высокой плотностью деления, теплопроводностью и температурой плавления, чем оксиды урана - традиционное топливо современных энергетических реакторов. Он также обладает хорошей механической и стабильностью, превышающей традиционное топливо. Поэтому это соединение рассматривается как перспективная основа для ядерное горючего реакторов на быстрых нейтронах (поколение IV ядерных реакторов).

Замечание. UN весьма полезно обогатить по ‘5N, т.к. ,4 N склонен захватывать нейтроны, генерируя по реакции (п,р) радиоактивный изотоп 14 С.

Карбид урана UC 2 (?-фаза) - светло-серое с металлическим блеском кристаллическое вещество. В системе U-C (карбиды урана) существуют UC 2 (?-фаза), UC 2 (б 2 -фаза), U 2 C 3 (е-фаза), UC (б 2 -фаза) - карбиды урана. Дикарбид урана UC 2 может быть получен по реакциям:

U + 2C^UC 2 (54в)

Карбиды урана используются как топливо атомных реакторов, они перспективны как топливо для космических ракетных двигателей.

Нитрат уранила, уранил азотнокислый, U0 2 (N0 3) 2 -6H 2 0. Роль металла в этой соли исполняет катион уранила 2+ . Кристаллы жёлтого цвета с зеленоватым отблеском, легко растворимые в воде. Водный раствор имеет кислую реакцию. Растворим в этаноле, ацетоне и эфире, нерастворим в бензоле, толуоле и хлороформе. При нагревании кристаллы плавятся и выделяют HN0 3 и Н 2 0. Кристаллогидрат легко выветриваются на воздухе. Характерная реакция - при действии NH 3 образуется жёлтый осадок урановокислого аммония.

Уран способен образовывать металл органические соединения. Примерами являются циклопен-тадиенильные производные состава U(C 5 H 5) 4 и их галогензамещенные и(С 5 Н 5) 3 Г или и(С 5 Н 5) 2 Г 2 .

В водных растворах уран наиболее устойчив в состоянии окисления U(VI) в виде иона уранила U0 2 2+ . В меньшей степени для него характерно состояние U(IV), но он может находиться даже в виде U(III). Состояние окисления U(V) может существовать как ион 1Ю 2 + , но это состояние редко наблюдается из-за склонности к диспропорционированию и гидролизу.

В нейтральных и кислых растворах U(VI) существует в виде U0 2 2+ - иона уранила, окрашенного в жёлтый цвет. К хорошо растворимым солям уранила относятся нитрат U0 2 (N0 3) 2 , сульфат U0 2 S0 4 , хлорид U0 2 C1 2 , фторид U0 2 F 2 , ацетат U0 2 (CH 3 C00) 2 . Эти соли выделяются из растворов в виде кристаллогидратов с различным числом молекул воды. Малорастворимыми солями уранила являются: оксалат U0 2 C 2 0 4 , фосфаты U0 2 HP0., и UO2P2O4, уранилфосфат аммония UO2NH4PO4, уранилванадат натрия NaU0 2 V0 4 , ферроцианид (U0 2) 2 . Для иона уранила характерна склонность к образованию комплексных соединений. Так известны комплексы с ионами фтора типа -, 4- ; нитратные комплексы ‘ и 2 *; сернокислые комплексы 2 " и 4-; карбонатные комплексы 4 " и 2 " и др. При действии щелочей на растворы солей уранила выделяются труднорастворимые осадки диуранатов типа Me 2 U 2 0 7 (моноуранаты Me 2 U0 4 не выделяются из растворов, они получаются сплавлением оксидов урана с щелочами). Известны полиуранаты Me 2 U n 0 3 n+i (например, Na 2 U60i 9).

U(VI) восстанавливается в кислых растворах до U(IV) железом, цинком, алюминием, гидросульфитом натрия, амальгамой натрия. Растворы окрашены в зелёный цвет. Щёлочи осаждают из них гидроокись и0 2 (0Н) 2 , плавиковая кислота - фторид UF 4 -2,5H 2 0, щавелевая кислота - оксалат U(C 2 0 4) 2 -6H 2 0. Склонность к комплексообразованию у иона U 4+ меньше, чем у ионов уранила.

Уран (IV) в растворе находится в виде ионов U 4+ , которые сильно гидролизованы и гидратированы:

В кислых растворах гидролиз подавляется.

Уран (VI) в растворе образует оксокатион уранил - U0 2 2+ Известны многочисленные уранил-соединения, примерами которых являются: U0 3 , U0 2 (C 2 H 3 0 2) 2 , U0 2 C0 3 -2(NH 4) 2 C0 3 U0 2 C0 3 , U0 2 C1 2 , U0 2 (0H) 2 , U0 2 (N0 3) 2 , UO0SO4, ZnU0 2 (CH 3 C00) 4 и др.

При гидролизе уранил-иона образуется ряд многоядерных комплексов:

При дальнейшем гидролизе возникает U 3 0s(0H) 2 и затем U 3 0 8 (0H) 4 2 -.

Для качественного обнаружения урана применяют методы химического, люминисцентного, радиометрического и спектрального анализов. Химические методы преимущественно основаны на образовании окрашенных соединений (например, красно-бурая окраска соединения с ферроцианидом, жёлтая - с перекисью водорода, голубая - реактивом арсеназо). Люминисцентный метод основан на способности многих соединений урана под действием УФ-лучей давать желтовато-зеленоватое свечение.

Количественное определение урана производится различными методами. Важнейшие из них: объёмные методы, состоящие в восстановлении U(VI) до U(IV) с последующим титрованием растворами окислителей; весовые методы - осаждение уранатов, пероксида, купферранатов U(IV), оксихинолята, оксалата и т.п. с последующей их прокалкой при юоо° и взвешиванием U 3 0s; полярографические методы в растворе нитрата позволяют определить 10*7-гЮ-9 г урана; многочисленные колориметрические методы (например, с Н 2 0 2 в щелочной среде, с реактивом арсеназо в присутствии ЭДТА, с дибензоилметаном, в виде роданидного комплекса и др.); люминесцентный метод, позволяющий определить при сплавлении с NaF до ю 11 г урана.

235U относится к группе А радиационной опасности, минимально значимая активность МЗА=3,7-Ю 4 Бк, 2 з 8 и - к группе Г, МЗА=3,7-ю 6 Бк (300 г).