Кто обнаружил уран. Современное применение урана. Российская урановая руда

Ещё в древнейшие времена (I век до нашей эры) природная окись урана использовалась для изготовления жёлтой глазури для керамики . Первая важная дата в истории урана - 1789 год , когда немецкий натурфилософ и химик Мартин Генрих Клапрот восстановил извлечённую из саксонской смоляной руды золотисто-жёлтую «землю» до чёрного металлоподобного вещества. В честь самой далёкой из известных тогда планет (открытой Гершелем восемью годами раньше) Клапрот, считая новое вещество элементом , назвал его ураном (этим он хотел поддержать предложение Иоганна Боде назвать новую планету «Уран» вместо «Звезда Георга», как предложил Гершель). Пятьдесят лет уран Клапрота числился металлом . Только в 1841 г. французский химик Эжен Мелькиор Пелиго (англ. ) (1811-1890)) доказал, что, несмотря на характерный металлический блеск, уран Клапрота не элемент, а оксид UO 2 . В 1840 г. Пелиго удалось получить настоящий уран - тяжёлый металл серо-стального цвета - и определить его атомный вес. Следующий важный шаг в изучении урана сделал в 1874 г. Д. И. Менделеев . Опираясь на разработанную им периодическую систему , он поместил уран в самой дальней клетке своей таблицы . Прежде атомный вес урана считали равным 120. Великий химик удвоил это значение. Через 12 лет предвидение Менделеева было подтверждено опытами немецкого химика Циммермана .

В 1896 г., исследуя уран, французский химик Антуан Анри Беккерель случайно открыл лучи Беккереля, которые позже Мария Кюри переименовала в радиоактивность . В это же время французскому химику Анри Муассану удалось разработать способ получения чистого металлического урана. В 1899 г. Резерфорд обнаружил, что излучение урановых препаратов неоднородно, что есть два вида излучения - альфа- и бета-лучи . Они несут различный электрический заряд ; далеко не одинаковы их пробег в веществе и ионизирующая способность. Чуть позже, в мае 1900 г., Поль Вийар открыл третий вид излучения - гамма-лучи .

Эрнест Резерфорд провёл в 1907 г. первые опыты по определению возраста минералов при изучении радиоактивных урана и тория на основе созданной им совместно с Фредериком Содди (Soddy, Frederick, 1877-1956; Нобелевская премия по химии, 1921) теории радиоактивности. В 1913 г. Ф. Содди ввёл понятие об изотопах (от др.-греч. ἴσος - «равный», «одинаковый», и τόπος - «место»), а в 1920 г. предсказал, что изотопы можно использовать для определения геологического возраста горных пород . В 1928 г. Ниггот реализовал, а в 1939 г. A. O. К. Нир (Nier, Alfred Otto Carl, 1911-1994) создал первые уравнения для расчёта возраста и применил масс-спектрометр для разделения изотопов.

Месторождения

Содержание урана в земной коре составляет 0,0003 %, он встречается в поверхностном слое земли в виде четырёх разновидностей отложений. Во-первых, это жилы уранинита, или урановой смолки (диоксид урана UO 2), очень богатые ураном, но редко встречающиеся. Им сопутствуют отложения радия, так как радий является прямым продуктом изотопного распада урана. Такие жилы встречаются в Демократической Республике Конго , Канаде (Большое Медвежье озеро), Чехии и Франции . Вторым источником урана являются конгломераты ториевой и урановой руды совместно с рудами других важных минералов. Конгломераты обычно содержат достаточные для извлечения количества золота и серебра , а сопутствующими элементами становятся уран и торий. Большие месторождения этих руд находятся в Канаде, ЮАР, России и Австралии . Третьим источником урана являются осадочные породы и песчаники , богатые минералом карнотитом (уранил-ванадат калия), который содержит, кроме урана, значительное количество ванадия и других элементов. Такие руды встречаются в западных штатах США . Железоурановые сланцы и фосфатные руды составляют четвёртый источник отложений. Богатые отложения обнаружены в глинистых сланцах Швеции . Некоторые фосфатные руды Марокко и США содержат значительные количества урана, а фосфатные залежи в Анголе и Центральноафриканской Республике ещё более богаты ураном. Большинство лигнитов и некоторые угли обычно содержат примеси урана. Богатые ураном отложения лигнитов обнаружены в Северной и Южной Дакоте (США) и битумных углях Испании и Чехии .

В слое литосферы толщиной 20 км содержится ~ 10 14 т, в морской воде 10 9 -10 10 т. Россия по запасам урана, с учетом резервных месторождений, занимает третье место в мире (после Австралии и Казахстана). В месторождениях России содержится почти 550 тыс.т запасов урана, или немногим менее 10 % его мировых запасов; около 63 % их сосредоточено в Республике Саха (Якутия). Основными месторождениями урана в России являются: Стрельцовское, Октябрьское, Антей, Мало-Тулукуевское, Аргунское молибден-урановые в вулканитах (Читинская область), Далматовское урановое в песчаниках (Курганская область), Хиагдинское урановое в песчаниках (Республика Бурятия), Южное золото-урановое в метасоматитах и Северное урановое в метасоматитах (Республика Якутия) . Кроме того, выявлено и оценено множество более мелких урановых месторождений и рудопроявлений .

Изотопы

Радиоактивные свойства некоторых изотопов урана (выделены природные изотопы) :

Природный уран состоит из смеси трёх изотопов : 238 U (изотопная распространённость 99,2745 %, период полураспада T 1/2 = 4,468·10 9 лет), 235 U (0,7200 %, T 1/2 = 7,04·10 8 лет) и 234 U (0,0055 %, T 1/2 = 2,455·10 5 лет) . Последний изотоп является не первичным, а радиогенным, он входит в состав радиоактивного ряда 238 U.

В природных условиях распространены в основном изотопы 234 U, 235 U и 238 U с относительным содержанием 234 U: 235 U: 238 U = 0,0054: 0,711: 99,283 . Почти половина радиоактивности природного урана обусловлена изотопом 234 U, который, как уже отмечено, образуется в ходе распада 238 U. Для отношения содержаний 235 U: 238 U в отличие от других пар изотопов и независимо от высокой миграционной способности урана характерно географическое постоянство: 235 U/ 238 U = 137,88 . Величина этого отношения в природных образованиях не зависит от их возраста. Многочисленные натурные измерения показали его незначительные колебания. Так в роллах величина этого отношения относительно эталона изменяется в пределах 0,9959-1,0042 , в солях - 0,996-1,005 . В урансодержащих минералах (настуран, урановая чернь, циртолит, редкоземельные руды) величина этого отношения колеблется в пределах 137,30 - 138,51; причём различие между формами U IV и U VI не установлено ; в сфене - 138,4 . В отдельных метеоритах выявлен недостаток изотопа 235 U. Наименьшая его концентрация в земных условиях найдена в 1972 г. французским исследователем Бужигесом в местечке Окло в Африке (месторождение в Габоне). Так, в природном уране содержится 0,720 % урана 235 U, тогда как в Окло оно уменьшается до 0,557 % . Это послужило подтверждением гипотезы о существовании природного ядерного реактора , который стал причиной выгорания изотопа 235 U. Гипотеза была высказана Джорджем Ветриллом (George W. Wetherill) из Калифорнийского университета в Лос­-Анджелесе, Марком Ингрэмом (Mark G. Inghram) из Чикагского университета и Полом Курода (Paul K. Kuroda), химиком из Университета Арканзаса, ещё в 1956 г. описавшим процесс . Кроме этого, в этих же округах найдены природные ядерные реакторы: Окелобондо, Бангомбе (Bangombe) и др. В настоящее время известно 17 природных ядерных реакторов.

Получение

Самая первая стадия уранового производства - концентрирование. Породу дробят и смешивают с водой. Тяжёлые компоненты взвеси осаждаются быстрее. Если порода содержит первичные минералы урана, то они осаждаются быстро: это тяжёлые минералы. Вторичные минералы урана легче, в этом случае раньше оседает тяжёлая пустая порода. (Впрочем, далеко не всегда она действительно пустая; в ней могут быть многие полезные элементы, в том числе и уран).

Следующая стадия - выщелачивание концентратов, перевод урана в раствор. Применяют кислотное и щелочное выщелачивание. Первое - дешевле, поскольку для извлечения урана используют серную кислоту . Но если в исходном сырье, как, например, в урановой смолке , уран находится в четырёхвалентном состоянии, то этот способ неприменим: четырёхвалентный уран в серной кислоте практически не растворяется. В этом случае нужно либо прибегнуть к щелочному выщелачиванию, либо предварительно окислять уран до шестивалентного состояния.

Не применяют кислотное выщелачивание и в тех случаях, если урановый концентрат содержит доломит или магнезит , реагирующие с серной кислотой. В этих случаях пользуются едким натром (гидроксидом натрия).

Проблему выщелачивания урана из руд решает кислородная продувка. В нагретую до 150 °C смесь урановой руды с сульфидными минералами подают поток кислорода . При этом из сернистых минералов образуется серная кислота , которая и вымывает уран.

На следующем этапе из полученного раствора нужно избирательно выделить уран. Современные методы - экстракция и ионный обмен - позволяют решить эту проблему.

Раствор содержит не только уран, но и другие катионы . Некоторые из них в определённых условиях ведут себя так же, как уран: экстрагируются теми же органическими растворителями, оседают на тех же ионообменных смолах, выпадают в осадок при тех же условиях. Поэтому для селективного выделения урана приходится использовать многие окислительно-восстановительные реакции, чтобы на каждой стадии избавляться от того или иного нежелательного попутчика. На современных ионообменных смолах уран выделяется весьма селективно.

Методы ионного обмена и экстракции хороши ещё и тем, что позволяют достаточно полно извлекать уран из бедных растворов (содержание урана - десятые доли грамма на литр).

После этих операций уран переводят в твёрдое состояние - в один из оксидов или в тетрафторид UF 4 . Но этот уран ещё надо очистить от примесей с большим сечением захвата тепловых нейтронов - бора , кадмия , гафния . Их содержание в конечном продукте не должно превышать стотысячных и миллионных долей процента. Для удаления этих примесей технически чистое соединение урана растворяют в азотной кислоте . При этом образуется уранилнитрат UO 2 (NO 3) 2 , который при экстракции трибутил-фосфатом и некоторыми другими веществами дополнительно очищается до нужных кондиций. Затем это вещество кристаллизуют (или осаждают пероксид UO 4 ·2H 2 O) и начинают осторожно прокаливать. В результате этой операции образуется трёхокись урана UO 3 , которую восстанавливают водородом до UO 2 .

На диоксид урана UO 2 при температуре от 430 до 600 °C воздействуют газообразным фтористым водородом для получения тетрафторида UF 4 . Из этого соединения восстанавливают металлический уран с помощью кальция или магния .

Физические свойства

Уран - очень тяжёлый, серебристо-белый глянцеватый металл. В чистом виде он немного мягче стали , ковкий, гибкий, обладает небольшими парамагнитными свойствами. Уран имеет три аллотропные формы: (призматическая, стабильна до 667,7 °C), (четырёхугольная, стабильна от 667,7 °C до 774,8 °C), (с объёмно центрированной кубической структурой, существующей от 774,8 °C до точки плавления).

Химические свойства

Характерные степени окисления

Уран может проявлять степени окисления от +3 до +6.

Кроме того, существует оксид U 3 O 8 . Степень окисления в нём формально дробная, а реально он представляет собой смешанный оксид урана (V) и (VI).

Нетрудно видеть, что по набору степеней окисления и характерных соединений уран близок к элементам VIB подгруппы (хрому , молибдену , вольфраму). Из-за этого его длительное время относили к этой подгруппе („размывание периодичности“).

Свойства простого вещества

Химически уран весьма активен. Он быстро окисляется на воздухе и покрывается радужной пленкой оксида. Мелкий порошок урана самовоспламеняется на воздухе, он зажигается при температуре 150-175 °C, образуя U 3 O 8 . Реакции металлического урана с другими неметаллами приведены в таблице.

Вода способна разъедать металл, медленно при низкой температуре, и быстро при высокой, а также при мелком измельчении порошка урана:

В кислотах-неокислителях уран растворяется, образуя UO 2 или соли U 4+ (при этом выделяется водород). С кислотами-окислителями (азотной, концентрированной серной) уран образует соответствующие соли уранила UO 2 2+
С растворами щелочей уран не взаимодействует.

При сильном встряхивании металлические частицы урана начинают светиться.

Соединения урана III

Соли урана(+3) (преимущественно, галогениды) - восстановители. На воздухе при комнатной температуре они обычно устойчивы, однако при нагревании окисляются до смеси продуктов. Хлор окисляет их до UCl 4 Образуют неустойчивые растворы красного цвета, в которых проявляют сильные восстановительные свойства:

Галогениды урана III образуются при восстановлении галогенидов урана (IV) водородом:

(550-590 о C)

или иодоводородом:

(500 о C)

а также при действии галогеноводорода на гидрид урана UH 3 .

Кроме того, существует гидрид урана (III) UH 3 . Его можно получить, нагревая порошок урана в водороде при температурах до 225 о С, а выше 350 о С он разлагается. Большую часть его реакций (например, реакцию с парами воды и кислотами) можно формально рассматривать как реакцию разложения с последующей реакцией металлического урана:

Соединения урана IV

Уран (+4) образует легко растворимые в воде соли зеленого цвета. Они легко окисляются до урана (+6)

Соединения урана V

Соединения урана(+5) неустойчивы и легко диспропорционируют в водном растворе:

Хлорид урана V при стоянии частично диспропорционирует:

а частично отщепляет хлор:

Соединения урана VI

Степени окисления +6 соответствует оксид UO 3 . В кислотах он растворяется с образованием соединений катиона уранила UO 2 2+ :

C основаниями UO 3 (аналогично CrO 3 , MoO 3 и WO 3) образует различные уранат-анионы (в первую очередь, диуранат U 2 O 7 2-). Последние, однако, чаще получают действием оснований на соли уранила:

Из соединений урана (+6), не содержащих кислород, известны только гексахлорид UCl 6 и фторид UF 6 . Последний играет важнейшую роль в разделении изотопов урана.

Соединения урана (+6) наиболее устойчивы на воздухе и в водных растворах.

Ураниловые соли, такие как уранилхлорид, распадаются на ярком свету или в присутствии органических соединений.

Применение

Ядерное топливо

Наибольшее применение имеет изотоп урана 235 U , в котором возможна самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция . Поэтому этот изотоп используется как топливо в ядерных реакторах , а также в ядерном оружии . Выделение изотопа U 235 из природного урана - сложная технологическая проблема (см. разделение изотопов).

Приведем некоторые цифры для реактора мощностью 1000 МВт, работающего с нагрузкой в 80 %, и вырабатывающего 7000 ГВт·ч в год. Работа одного такого реактора в течение года требует 20 тонн уранового топлива с содержанием 3.5% U-235, который получают после обогащения примерно 153 тонн естественного урана.

Изотоп U 238 способен делиться под влиянием бомбардировки высокоэнергетическими нейтронами , эту его особенность используют для увеличения мощности термоядерного оружия (используются нейтроны, порождённые термоядерной реакцией).

В результате захвата нейтрона с последующим β-распадом 238 U может превращаться в 239 Pu , который затем используется как ядерное топливо .

Тепловыделяющая способность урана

1 тонна обогащенного урана по тепловыделяющей способности равна 1 миллиону 350 тысячам тонн нефти или природного газа.

Геология

Основное применение урана в геологии - определение возраста минералов и горных пород с целью выяснения последовательности протекания геологических процессов. Этим занимается геохронология . Существенное значение имеет также решение задачи о смешении и источниках вещества.

В основе решения задачи лежат уравнения радиоактивного распада:

где 238 U o , 235 U o - современные концентрации изотопов урана; ; -постоянные распада атомов соответственно урана 238 U и 235 U .

Весьма важным является их комбинация:

.

В связи с тем, что горные породы содержат различные концентрации урана, они обладают различной радиоактивностью. Это свойство используется при выделении горных пород геофизическими методами. Наиболее широко этот метод применяется в нефтяной геологии при геофизических исследованиях скважин , в этот комплекс входит, в частности, γ - каротаж или нейтронный гамма-каротаж, гамма-гамма-каротаж и т. д. . С их помощью происходит выделение коллекторов и флюидоупоров .

Другие сферы применения

Обеднённый уран

После извлечения 235 U и 234 U из природного урана, оставшийся материал (уран-238) носит название «обеднённый уран», так как он обеднён 235-м изотопом. По некоторым данным, в США хранится около 560 000 тонн обеднённого гексафторида урана (UF 6).

Обеднённый уран в два раза менее радиоактивен, чем природный уран, в основном за счёт удаления из него 234 U. Из-за того, что основное использование урана - производство энергии, обеднённый уран - малополезный продукт с низкой экономической ценностью.

В основном его использование связано с большой плотностью урана и относительно низкой его стоимостью. Обеднённый уран используется для радиационной защиты (как это ни странно), - используется чрезвычайно высокое сечение захвата, и как балластная масса в аэрокосмических применениях, таких как рулевые поверхности летательных аппаратов. В каждом самолёте «Боинг-747 » содержится 1500 кг обеднённого урана для этих целей. Ещё этот материал применяется в высокоскоростных роторах гироскопов, больших маховиках, как балласт в космических спускаемых аппаратах и гоночных яхтах, болидах формулы-1 , при бурении нефтяных скважин.

Сердечники бронебойных снарядов

Самое известное применение обеднённого урана - в качестве сердечников для бронебойных снарядов . Большая плотность (в три раза тяжелее стали), делает закалённую урановую болванку чрезвычайно эффективным средством для пробивания брони, аналогичным по эффективности более дорогому и ненамного более тяжёлому вольфраму . Тяжёлый урановый наконечник также изменяет распределение масс в снаряде, улучшая его аэродинамическую устойчивость.

Подобные сплавы типа «Стабилла» применяются в стреловидных оперённых снарядах танковых и противотанковых артиллерийских орудий.

Процесс разрушения брони сопровождается измельчением в пыль урановой болванки и воспламенением её на воздухе с другой стороны брони (см. Пирофорность). Около 300 тонн обеднённого урана остались на поле боя во время операции «Буря в Пустыне » (по большей части это остатки снарядов 30-мм пушки GAU-8 штурмовых самолётов A-10 , каждый снаряд содержит 272 г уранового сплава).

Такие снаряды были использованы войсками НАТО в боевых действиях на территории Югославии . После их применения обсуждалась экологическая проблема радиационного загрязнения территории страны.

Впервые уран в качестве сердечника для снарядов был применен в Третьем рейхе .

Обеднённый уран используется в современной танковой броне, например, танка M-1 «Абрамс» .

Физиологическое действие

В микроколичествах (10 −5 -10 −8 %) обнаруживается в тканях растений, животных и человека. В наибольшей степени накапливается некоторыми грибами и водорослями. Соединения урана всасываются в желудочно-кишечном тракте (около 1 %), в легких - 50 %. Основные депо в организме: селезёнка , почки , скелет , печень , лёгкие и бронхо-лёгочные лимфатические узлы . Содержание в органах и тканях человека и животных не превышает 10 −7 г.

Уран и его соединения токсичны . Особенно опасны аэрозоли урана и его соединений. Для аэрозолей растворимых в воде соединений урана ПДК в воздухе 0,015 мг/м³, для нерастворимых форм урана ПДК 0,075 мг/м³. При попадании в организм уран действует на все органы, являясь общеклеточным ядом. Уран практически необратимо, как и многие другие тяжелые металлы, связывается с белками, прежде всего, с сульфидными группами аминокислот, нарушая их функцию. Молекулярный механизм действия урана связан с его способностью подавлять активность ферментов . В первую очередь поражаются почки (появляются белок и сахар в моче, олигурия). При хронической интоксикации возможны нарушения кроветворения и нервной системы.

Разведанные запасы урана в мире

Количество урана в земной коре примерно в 1000 раз превосходит количество золота, в 30 раз - серебра, при этом, данный показатель приблизительно равен аналогичному показателю у свинца и цинка. Немалая часть урана рассеяна в почвах, горных породах и морской воде. Только относительно небольшая часть концентрируется в месторождениях, где содержание данного элемента в сотни раз превышает его среднее содержание в земной коре. Разведанные мировые запасы урана в месторождениях составляют 5,4 млн тонн.

Добыча урана в мире

10 стран, дающих 94 % мировой добычи урана

Согласно «Красной книге по урану» , выпущенной ОЭСР , в 2005 добыто 41 250 тонн урана (в 2003 - 35 492 тонны). Согласно данным ОЭСР, в мире функционирует 440 реакторов коммерческого назначения и около 60 научных, которые потребляют в год 67 тыс. тонн урана. Это означает, что его добыча из месторождений обеспечивала лишь 60 % объёма его потребления (на 2009 г. эта доля возросла до 79 % ). Остальной уран, потребляемый энергетикой или 17,7 %, поступает из вторичных источников.

Уран для «научных и военных» целей

Большая часть урана для «научных и военных» целей извлекается из старых ядерных боеголовок:

• по договору СНВ-II 352 тонны - из оговорённых 500 (несмотря на то что договор не вступил в силу, в связи выходом России из договора 14 июня 2002)
• по договору СНВ-I (вступил в силу 5 декабря 1994 г, истек 5 декабря 2009 года) с российской стороны 500 тонн,
• по договору СНВ-III (ДСНВ) - договор подписан 8 апреля 2010 года в Праге. Договор сменил истёкший в декабре 2009 года СНВ-I.

Добыча в России

В СССР основными уранорудными регионами были Украина (месторождение Желтореченское, Первомайское и др.), Казахстан (Северный - Балкашинское рудное поле и др.; Южный - Кызылсайское рудное поле и др.; Восточный; все они принадлежат преимущественно вулканогенно -гидротермальному типу); Забайкалье (Антей, Стрельцовское и др.); Средняя Азия, в основном Узбекистан с оруденениями в чёрных сланцах с центром в г. Учкудук . Имеется масса мелких рудопроявлений и проявлений. В России основным урановорудным регионом осталось Забайкалье. На месторождении в Читинской области (около города Краснокаменск) добывается около 93 % российского урана. Добычу осуществляет шахтным способом «Приаргунское производственное горно-химическое объединение » (ППГХО), входящее в состав ОАО «Атомредметзолото» (Урановый холдинг).

Остальные 7 % получают методом подземного выщелачивания ЗАО «Далур» (Курганская область) и ОАО «Хиагда» (Бурятия).

Полученные руды и урановый концентрат перерабатываются на Чепецком механическом заводе.

По годовому производству урана (около 3,3 тыс. т.) Россия занимает 4 место после Казахстана. Годовое же потребление урана в России сейчас составляет 16 тыс. т и складывается из расходов на собственные АЭС в объёме 5,2 тыс. т, а также на экспорт тепловыделяющих средств (5,5 тыс. т) и низкообогащенного урана (6 тыс. т) .

Добыча в Казахстане

В 2009 году Казахстан вышел на первое место в мире по добыче урана (добыто 13 500 тонн) .

Добыча на Украине

Стоимость

Несмотря на бытующие легенды о десятках тысяч долларов за килограммовые или даже грамовые количества урана, реальная его цена на рынке не очень высока - необогащённая окись урана U 3 O 8 стоит меньше 100 американских долларов за килограмм .

Разработка урановых руд рентабельна при цене на уран в районе 80 долл./кг. В настоящее время цена урана не позволяет налаживать эффективную разработку его месторождений, поэтому существуют прогнозы, что возможен рост цены на уран до 75-90 долл./кг к 2013-2014 гг.

К 2030 г. будут полностью отработаны крупные и доступные месторождения с запасами до 80 дол./кг и в освоение начнут вовлекаться труднодоступные месторождения с себестоимостью производства более 130 дол./кг урана

Связано это с тем, что для запуска атомного реактора на необогащённом уране нужны десятки или даже сотни тонн топлива, а для изготовления ядерного оружия следует обогатить большое количество урана для получения пригодных для создания бомбы концентраций .

См. также

Ссылки

• И. Н. Бекман. «Уран». Учебное пособие. Вена, 2008, Москва, 2009. (в формате PDF)
• Россия продала США значительные запасы оружейного урана

Примечания

1. Редкол.: Зефиров Н. С. (гл. ред.) Химическая энциклопедия: в 5 т. - Москва: Большая Российская энциклопедия, 1999. - Т. 5. - С. 41.
2. WebElements Periodic Table of the Elements | Uranium | crystal structures
3. Уран в Толковом словаре русского языка под ред. Ушакова
4. Энциклопедия «Кругосвет»
5. Уран. Информационно-аналитический центр «Минерал»
6. Сырьевая база урана. С. С. Наумов, ГОРНЫЙ ЖУРНАЛ, N12,1999
7. G. Audi, O. Bersillon, J. Blachot and A. H. Wapstra (2003). «The NUBASE evaluation of nuclear and decay properties
8. G. Audi, O. Bersillon, J. Blachot and A. H. Wapstra (2003). «The NUBASE evaluation of nuclear and decay properties ». Nuclear Physics A 729 : 3–128. DOI :10.1016/j.nuclphysa.2003.11.001 .
9. В урановых рудах в следовых количествах присутствует уран-236, образующийся из урана-235 при нейтронном захвате; в ториевых рудах имеются следы урана-233 , возникающего из тория-232 после нейтронного захвата и двух последовательных бета-распадов. Однако содержание этих изотопов урана настолько мало, что может быть обнаружено лишь в специальных высокочувствительных измерениях.
10. Rosholt J.N., et al. Isotopic fractionatio of uranium related to role feature in Sandstone, Shirley Basin, Wyoming.//Economic Geology, 1964, 59, 4, 570-585
11. Rosholt J.N., et al. Evolution of the isotopic composition of uranium and thorium in Soil profiles.//Bull.Geol.Soc.Am./1966, 77, 9, 987-1004
12. Чалов П. И. Изотопное фракционирование природного урана. - Фрунзе: Илим, 1975.
13. Tilton G.R. et al. Isotopic composition and distribution of lead, uranium, and thorium in a precambrian granite.//Bull.Geol.Soc.Am., 1956, 66, 9, 1131-1148
14. Шуколюков Ю. А. и др. Изотопные исследования „природного ядерного реактора“.//Геохимия, 1977, 7. С. 976-991.
15. Мешик Алекс. Древний ядерный реактор.//В мире науки. Геофизика. 2006.2
16. Реми Г. Неорганическая химия. т.2. М., Мир, 1966. С. 206-223
17. Кац Дж, Рабинович Е. Химия урана. М., Изд-во иностранной литературы, 1954.
18. Хмелевской В. К. Геофизические методы исследования земной коры. Международный университет природы, общества и человека „Дубна“, 1997.
19. Справочник по геологии нефти и газа /Под ред. Еременко Н. А. - М.: Недра, 1984
20. Техническая энциклопедия 1927 года », том 24, столб. 596…597, статья «Уран»
21. http://www.pdhealth.mil/downloads/Characterisation_of_DU_projectiles.pdf
22. Добыча урана в мире
23. NEA, IAEA . - OECD Publishing , 2006. - ISBN 9789264024250
24. World Nuclear Association. Supply of Uranium. 2011.
25. Минерально-сырьевая база и производство урана в Восточной Сибири и на Дальнем Востоке. Машковцев Г. А., Мигута А. К., Щеточкин В. Н., Минеральные ресурсы России. Экономика и управление, 1-2008
26. Добыча урана в Казахстане. Доклад Мухтара Джакишева
27. Конырова, К . Казахстан вышел на первое место по добыче урана в мире (рус.) , Информационное агентство TREND (30.12.2009). Проверено 30 декабря 2009.
28. Удо Ретберг; Перевод Александра Полоцкого (рус.) . Перевод (12.08.2009). Архивировано из первоисточника 23 августа 2011. Проверено 12 мая 2010.
29. Эксперты о прогнозе цен на уран Российское атомное сообщество
30. http://2010.atomexpo.ru/mediafiles/u/files/Present/9.1_A.V.Boytsov.pdf
31. Ядерное оружие См. подраздел про урановую бомбу.

Соединения урана

Аммония диуранат ((NH 4) 2 U 2 O 7) Ацетат уранила (UO 2 (CH 3 COO) 2) Боргидрид урана (U(BH 4) 4) Бромид урана(III) (UBr 3) Бромид урана(IV) (UBr 4) Бромид урана(V) (UBr 5) Гидрид урана(III) (UH 3) Гидроксид урана(III) (U(OH) 3) Гидроксид уранила (UO 2 (OH) 2) Диурановая кислота (H 2 U 2 O 7) Иодид урана(III) (UJ 3) Иодид урана(IV) (UJ 4) Карбонат уранила (UO 2 CO 3) Монооксид урана (UO) US UP Натрия диуранат (Na 2 U 2 O 7) Натрия уранат (Na 2 UO 4) Нитрат уранила (UO 2 (NO 3) 2) Нонаоксид тетраурана (U 4 O 9) Оксид урана(IV) (UO 2) Оксид урана(VI)-диурана(V) (U 3 O 8) Пероксид урана (UO 4) Сульфат урана(IV) (U(SO 4) 2) Сульфат уранила (UO 2 SO 4) Тридекаоксид пентаурана (U 5 O 13) Триоксид урана (UO 3) Урановая кислота (H 2 UO 4) Формиат уранила (UO 2 (CHO 2) 2) Фосфат урана(III) (U 2 (PO 4) 3) Фторид урана(III) (UF 3) Фторид урана(IV) (UF 4) Фторид урана(V) (UF 5) Фторид урана(VI) (UF 6) Фторид уранила (UO 2 F 2) Хлорид урана(III) (UCl 3) Хлорид урана(IV) (UCl 4) Хлорид урана(V) (UCl 5) Хлорид урана(VI) (UCl 6) Хлорид уранила (UO 2 Cl 2)

Периодическая система химических элементов Д. И. Менделеева

Уран представляет собой радиоактивный металл. В природе уран состоит из трех изотопов: уран-238, уран-235 и уран-234. Наивысший уровень стабильности фиксируется у урана-238.

Таблица 1. Таблица нуклидов

Характеристика	Значение
Общие сведения
Название, символ	Уран-238, 238U
Альтернативные названия	ура́н оди́н, UI
Нейтронов	146
Протонов	92
Свойства нуклида
Атомная масса	238,0507882(20) а. е. м.
Избыток массы	47 308,9(19) кэВ
Удельная энергия связи (на нуклон)	7 570,120(8) кэВ
Изотопная распространённость	99,2745(106) %
Период полураспада	4,468(3)·109 лет
Продукты распада	234Th, 238Pu
Родительские изотопы	238Pa (β−) 242Pu (α)
Спин и чётность ядра	0+
Канал распада	Энергия распада
α-распад	4,2697(29) МэВ
SF
ββ	1,1442(12) МэВ

Радиоактивный распад урана

Радиоакти́вным распа́дом называют процесс внезапного изменения состава или внутреннего строения атомных ядер, которые отличаются нестабильностью. При этом испускаются элементарные частицы, гамма-кванты и/или ядерные фрагменты. Радиоактивные вещества содержат радиоактивное ядро. Получившееся вследствие радиоактивного распада дочернее ядро может тоже стать радиоактивным и спустя определенное время подвергается распаду. Этот процесс происходит до того момента, пока не образуется стабильное ядро, лишенное радиоактивности. Э. Резерфорд методом эксперимента в 1899 доказал, что урановые соли испускают три вида лучей:

• α-лучи - поток положительно заряженных частиц
• β-лучи - поток отрицательно заряженных частиц
• γ-лучи - не создают отклонений в магнитном поле.

Таблица 2. Радиоактивный распад урана

Вид излучения	Нуклид	Период полураспада
Ο	Уран - 238 U	4,47 млрд. лет
α ↓
Ο	Торий - 234 Th	24.1 суток
β ↓
Ο	Протактиний - 234 Pa	1.17 минут
β ↓
Ο	Уран - 234 U	245000 лет
α ↓
Ο	Торий - 230 Th	8000 лет
α ↓
Ο	Радий - 226 Ra	1600 лет
α ↓
Ο	Полоний - 218 Po	3,05 минут
α ↓
Ο	Свинец - 214 Pb	26,8 минут
β ↓
Ο	Висмут - 214 Bi	19,7 минут
β ↓
Ο	Полоний - 214 Po	0,000161 секунд
α ↓
Ο	Свинец - 210 Pb	22,3 лет
β ↓
Ο	Висмут - 210 Bi	5,01 суток
β ↓
Ο	Полоний - 210 Po	138,4 суток
α ↓
Ο	Свинец - 206 Pb	стабильный

Радиоактивность урана

Естественная радиоактивность - вот что отличает радиоактивный уран от прочих элементов. Атомы урана не зависимо ни от каких факторов и условий постепенно изменяются. При этом испускаются невидимые лучи. После трансформаций, которые происходят с атомами урана, получается иной радиоактивный элемент и процесс повторяется. Он будет повторять столько раз, сколько необходимо, чтобы получился не радиоактивный элемент. К примеру, некоторые цепочки превращений насчитывают до 14 стадий. При этом промежуточным элементом является радий, а последняя стадия - образование свинца. Этот металл не является радиоактивным элементом, поэтому ряд превращений прерывается. Однако для полного превращения урана в свинец необходимо несколько миллиардов лет.
Радиоактивная руда урана часто становится причиной отравлений на предприятиях, занимающихся добычей и переработкой уранового сырья. В человеческом организме уран - общеклеточный яд. Он поражает главным образом почки, но встречаются и поражения печени и желудочно-кишечного тракта.
Уран не имеет полностью стабильных изотопов. Наибольший период жизни отмечается у урана-238. Полу распад урана-238 происходит на протяжении 4,4 млрд лет. Чуть меньше одного миллиарда лет идет полу распад урана-235 — 0,7 млрд лет. Уран-238 занимает свыше 99% всего объема природного урана. Вследствие его колоссального периода полураспада радиоактивность этого металла не высокая, к примеру, альфа-частицы не могут проникнуть через ороговевший слой кожи человека. После ряда проведенных исследований ученые выяснили, что главным источником радиации является не сам уран, а образуемый им газ радон, а также продукты его распада, попадающие в человеческий организм во время дыхания.

В последние несколько все большей актуальности набирает тема ядерной энергетики. Для производства атомной энергии принято использовать такой материал, как уран. Он представляет собой химический элемент, относящийся к семейству актинидов.

Химическая активность этого элемента обуславливает тот факт, что он не содержится в свободном виде. Для его производства используются минеральные образования под названием урановые руды. В них концентрируется такое количество топлива, которое позволяет считать добычу этого химического элемента экономически рациональной и выгодной. На данный момент в недрах нашей планеты содержание этого металла превышает запасы золота в 1000 раз (см. ). В целом залежи данного химического элемента в грунте, водной среде и горной породе оцениваются в более чем 5 миллионов тонн .

В свободной состоянии уран представляет собой серо-белый металл, которому свойственно 3 аллотропических модификации: ромбическая кристаллическая, тетрагональная и объемно центрированная кубическая решетки . Температура кипения этого химического элемента составляет 4200 °C .

Уран является химическим активным материалом. На воздухе этот элемент медленно окисляется, легко растворяется в кислотах, реагирует с водой, но при этом не взаимодействует с щелочами.

Урановые руды в России принято классифицировать по различным признакам. Чаще всего они различаются условиями образования. Так, существуют эндогенные, экзогенные и метаморфогенные руды . В первом случае они представляют собой минеральные образования, сформировавшиеся под воздействием высоких температур, влажности и пегматитовых расплавов. Экзогенные урановые минеральные образования возникают в поверхностных условиях. Они могут формироваться непосредственно на поверхности земли. Это происходит из-за циркуляции подземных вод и накопления осадков. Метаморфогенные минеральные образования появляются, как результат перераспределения первично разнесенного урана.

В соответствии с уровнем содержания урана, эти природные образования могут быть:

• супербогатыми (свыше 0,3%);
• богатыми (от 0,1 до 0,3%);
• рядовыми (от 0,05 до 0,1%);
• убогими (от 0,03 до 0,05%);
• забалансовыми (от 0,01 до 0,03%).

Современное применение урана

Сегодня уран чаще всего используется в качестве топлива для ракетных двигателей и ядерных реакторов. Учитывая свойства этого материала, он также предназначен для повышения мощности ядерного орудия. Этот химический элемент также нашел свое применение в живописи. Его активно применяют в качестве желтого, зеленого, бурого и черного пигментов. Уран также используется для производства сердечников для бронебойных снарядов.

Добыча урановой руды в России: что для этого необходимо?

Добыча радиоактивных руд осуществляется тремя основными технологиями. Если залежи руды сконцентрированы максимально близко к поверхности земли, то для их добычи принято использовать открытую технологию. Она предусматривает использование бульдозеров и экскаваторов, которые роют ямы большого размера и грузят полученные полезные ископаемые в самосвалы. Далее она отправляется в перерабатывающий комплекс.

При глубоком залегании этого минерального образования принято использовать подземную технологию добычи, предусматривающую создание шахты глубиной до 2-х километров. Третья технология существенно отличается от предыдущих. Подземное выщелачивание для разработки месторождений урана предполагает бурение скважин, через которые в залежи закачивается серная кислота. Далее осуществляется бурение еще одной скважины, которая необходима для выкачивания полученного раствора на поверхность земли. Затем он проходит процесс сорбции, позволяющий собрать соли этого металла на специальной смоле. Последний этап технологии СПВ – циклическая обработка смолы серной кислотой. Благодаря такой технологии концентрация этого металла становится максимальной.

Месторождения урановых руд в России

Россия считается одним из мировых лидеров по добыче урановых руд. На протяжении последних нескольких десятков лет Россия стабильно входит в топ-7 стран-лидеров по этому показателю.

Наиболее крупными месторождениями этих природных минеральных образований являются:

Крупнейшие месторождения по добыче урана в мире – страны лидеры

Мировым лидером по добыче урана считается Австралия. В этом государстве сконцентрировано более 30% всех мировых запасов. Наиболее крупными австралийскими месторождениями являются Олимпик Дам, Биверли, Рейнджер и Хонемун.

Главным конкурентом Австралии считается Казахстан, на территории которого содержится практически 12% мировых запасов топлива. На территории Канады и ЮАР сконцентрировано по 11% мировых запасов урана, в Намибия – 8%, Бразилии – 7%. Россия замыкает семерку лидеров с 5%. В список лидеров также входят такие страны, как Намибия, Украина и Китай.

Крупнейшими мировыми урановыми месторождениями являются:

Месторождение	Страна	Начало обработки
Олимпик-Дэм	Австралия	1988
Россинг	Намибия	1976
МакАртур-Ривер	Канада	1999
Инкай	Казахстан	2007
Доминион	ЮАР	2007
Рейнджер	Австралия	1980
Харасан	Казахстан	2008

Запасы и объемы добычи урановой руды в России

Разведанные запасы урана в нашей стране оцениваются в более чем 400 тысяч тонн. При этом показатель прогнозируемых ресурсов составляет более 830 тысяч тонн. По состоянию на 2017 год в России действует 16 урановых месторождений. Причем 15 из них сосредоточены в Забайкалье. Главным месторождением урановой руды считается Стрельцовское рудное поле. В большинстве отечественных месторождениях добыча осуществляется шахтным способом.

• Уран был открыт еще в XVIII веке. В 1789 году немецкий ученый Мартин Клапрот сумел произвести из руды металлоподобный уран. Что интересно, этот ученый также является первооткрывателем титана и циркония.
• Соединения урана активно используют в сфере фотодела. Этот элемент применяется для окрашивания позитивов и усиления негативов.
• Главным отличием урана от других химических элементов является естественная радиоактивность. Атомы урана имеют свойство самостоятельно изменяться с течением времени. При этом они испускают лучи, невидимые глазу человека. Эти лучи делятся на 3 вида – гамма-, бета- альфа-излучения (см. ).

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).

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.