УРА́Н

УРА́Н (лат. Uranium), U, ра­дио­ак­тив­ный хи­мич. эле­мент III груп­пы ко­рот­кой фор­мы (3-й груп­пы длин­ной фор­мы) пе­рио­дич. сис­те­мы, ат. н. 92, ат. м. 238,02891; от­но­сит­ся к ак­ти­нои­дам. Ста­биль­ных изо­то­пов не име­ет. В при­ро­де три ра­дио­изо­то­па: α-из­лу­ча­те­ли ²³⁴U (0,0055%; T_1/2 2,45·10⁵ лет), ²³⁵U (0,7200%; T_1/2 7,04·10⁸ лет), ²³⁸U (99,2745%; T_1/2 4,47·10⁹ лет); в очень не­боль­ших ко­ли­че­ст­вах при­сут­ст­ву­ет так­же ²³³U, об­ра­зую­щий­ся при об­лу­че­нии при­род­но­го ²³²Th ней­тро­на­ми. ²³⁵U и ²³⁸U – ро­до­началь­ни­ки при­род­ных ра­дио­ак­тив­ных ря­дов. Ис­кус­ст­вен­но по­лу­че­ны ра­дио­изо­то­пы с мас­со­вы­ми чис­ла­ми 217–232, 236, 237, 239–242.

От­крыт в ви­де ок­си­да в 1789 М. Кла­про­том, ко­то­рый дал эле­мен­ту на­зва­ние в честь пла­не­ты Уран; в ви­де ме­тал­ла по­лу­чен в 1841 франц. хи­ми­ком Э. Пе­ли­го. Со­дер­жа­ние У. в зем­ной ко­ре 2,7·10^–4%, во Все­лен­ной 1·10^–7% по мас­се. Важ­ней­шие ми­не­ра­лы: ура­ни­нит, кар­но­тит, тюя­му­нит; см. так­же Ура­но­вые ру­ды.

Свойства

Кон­фи­гу­ра­ция внеш­них элек­трон­ных обо­ло­чек ато­ма У. 5f³6d¹7s²; сте­пе­ни окис­ле­ния +6 и +4 (наи­бо­лее ти­пич­ные), +5, +3, +2, +1; энер­гии по­сле­до­ват. ио­ни­за­ции 597,64 и 1420 кДж·моль^–1; элек­тро­от­ри­ца­тель­ность по По­лин­гу 1,38; атом­ный ра­ди­ус 153 пм, ион­ные ра­диу­сы U⁴⁺ 103 (ко­ор­ди­нац. чис­ло 6) и 131(12), U⁶⁺ 59(2) и 100(8) пм.

У. – се­реб­ри­сто-бе­лый бле­стя­щий ме­талл, на воз­ду­хе ту­ск­не­ет и чер­не­ет; при 662 °С ром­бич. α-мо­ди­фи­ка­ция (плот­ность 18950 кг/м³) пе­ре­хо­дит в тет­ра­гональ­ную β-мо­ди­фи­ка­цию, при 772–776 °С – в ку­бич. γ-мо­ди­фи­ка­цию; t_пл 1135 °С, t_кип ок. 4200 °С; те­п­ло­ём­кость 27,665 Дж/(моль·К), те­п­ло­про­вод­ность 27,5 Вт/(м·К). Ме­ха­нич. ха­рак­те­ри­сти­ки У. силь­но за­ви­сят от со­дер­жа­ния при­ме­сей Н, N, C и О. Твёр­дость по Бри­нел­лю 19,6–21,2 МПа, пре­дел те­ку­че­сти 272–470 МПа.

Яд­ра ²³⁵U и ²³³U де­лят­ся спон­тан­но, а так­же при за­хва­те мед­лен­ных (те­п­ловых) или бы­ст­рых ней­тро­нов, яд­ра ²³⁸U – толь­ко при за­хва­те бы­ст­рых ней­тро­нов с энер­ги­ей не ме­нее 1 МэВ; ре­ак­ция де­ле­ния име­ет цеп­ной ха­рак­тер (см. Де­ле­ние атом­но­го яд­ра, Ядер­ные цеп­ные ре­ак­ции). При де­ле­нии ядер 1 кг ²³⁵U вы­де­ля­ет­ся ок. 2·10⁷ кВт·ч энер­гии; кри­тич. мас­са ²³⁵U 50 кг.

У. име­ет вы­со­кую ре­ак­ци­он­ную спо­соб­ность. По­рош­ко­об­раз­ный и на­гре­тый мас­сив­ный У. на воз­ду­хе, в азо­те, парáх во­ды и ки­сло­род­со­дер­жа­щих га­зах спо­со­бен за­го­рать­ся. У. реа­ги­ру­ет с во­дой, бы­ст­ро рас­тво­ря­ет­ся в со­ля­ной и азот­ной ки­сло­тах, мед­лен­но – в сер­ной, фос­фор­ной и фто­ро­во­до­род­ной, об­ра­зуя со­ли ура­ни­ла UO₂2+. Об­ра­зу­ет пи­ро­фор­ный три­гид­рид UH₃, ок­си­ды (UO₂, U₃O₈, UO₃), мно­го­числ. га­ло­ге­ни­ды и ок­си­га­ло­ге­ни­ды (важ­ней­шие UF₄, UF₆, UO₂F₂), суль­фи­ды, се­ле­ни­ды, фос­фи­ды, нит­ри­ды, кар­би­ды, си­ли­ци­ды, бо­ри­ды. Наи­бо­лее важ­ные со­ли – ура­нил­нит­рат, ура­нил­суль­фа­ты, ура­нил­кар­бо­на­ты, ура­нил­фос­фа­ты.

Получение и применение

Тех­но­ло­гия У. свя­за­на с ура­но­вым то­п­лив­ным цик­лом (см. Ядер­ный то­п­лив­ный цикл) и со­сто­ит из 4 час­тей, от­ли­чаю­щих­ся изо­топ­ным со­ста­вом пе­ре­ра­ба­ты­вае­мых ве­ществ и це­ля­ми пе­ре­ра­бот­ки. Наи­бо­лее круп­но­тон­наж­ное про­из-во свя­за­но с У., имею­щим при­род­ное со­от­но­ше­ние изо­то­пов (цель – кон­цен­три­ро­ва­ние и очи­ст­ка, под­го­тов­ка к раз­де­ле­нию изо­то­пов и про­из-ву Рu); мень­шее по объ­ё­му – про­из-во обо­га­щён­ных по изо­то­пу ²³⁵U со­еди­не­ний (цель – по­лу­че­ние ди­ок­си­да или спла­вов У. для твэ­лов ядер­ных ре­ак­то­ров и ядер­ных за­ря­дов). Ещё од­но про­из-во – пе­ре­ра­бот­ка обед­нён­ных по ²³⁵U со­еди­не­ний (цель – безо­пас­ное хра­не­ние, при­ме­не­ние вне энер­ге­ти­ки). Отд. часть тех­но­ло­гии У. – об­лу­че­ние ме­тал­лич. твэ­лов в ядер­ных ре­ак­то­рах для по­лу­че­ния и вы­де­ле­ния Pu (т. н. ра­дио­хи­мич. про­из-во, цель – от­де­ле­ние от U, вы­де­ле­ние не­ко­то­рых изо­то­пов, очи­ст­ка от про­дук­тов де­ле­ния, пе­ре­вод этих про­дук­тов в фор­му, при­год­ную для дли­тель­но­го и безо­пас­но­го хра­не­ния, под­го­тов­ка к по­втор­но­му раз­де­ле­нию изо­то­пов У. и из­го­тов­ле­нию твэ­лов). Пред­по­ла­га­ет­ся соз­да­ние уран-плу­то­ние­во­го цик­ла с при­ме­не­ни­ем ре­ак­то­ров на бы­ст­рых ней­тро­нах с то­п­ли­вом из сме­си ок­си­дов ²³⁹Pu и ²³⁸U.

Пе­ре­ра­бот­ка руд У. вклю­ча­ет по­лу­че­ние руд­ных кон­цен­тра­тов, вы­де­ле­ние из них хи­мич. кон­цен­тра­тов, аф­фи­наж (по­лу­че­ние чис­тых со­еди­не­ний У.), гек­саф­то­рид­ное и ме­тал­лур­гич. про­из­вод­ст­ва. Обо­га­ще­ние руд У. ве­дут ра­дио­мет­рич., гра­ви­тац., фло­тац. ме­то­да­ми, маг­нит­ной се­па­ра­ци­ей; руд­ные кон­цен­тра­ты под­вер­га­ют вы­ще­ла­чи­ва­нию. Око­ло по­ло­ви­ны У. до­бы­ва­ют ме­то­дом под­зем­но­го вы­ще­ла­чи­ва­ния. Рас­тво­ры кон­цен­три­ру­ют с по­мо­щью ио­но­об­мен­ной сорб­ции и очи­ща­ют ме­то­дом жид­ко­ст­ной экс­трак­ции; из рас­тво­ров по­лу­ча­ют со­еди­не­ния, ко­то­рые пе­ре­во­дят в UO₂, за­тем в UF₄. Тет­раф­то­рид У. фто­ри­ру­ют до UF₆ для раз­де­ле­ния изо­то­пов или вос­ста­нав­ли­ва­ют с по­мо­щью Са до ме­тал­ла для по­сле­дую­ще­го об­лу­че­ния и вы­де­ле­ния Pu.

Обо­га­ще­ние UF₆ ве­дут гл. обр. с по­мо­щью вы­со­ко­ско­ро­ст­ных цен­три­фуг. Обо­га­щён­ную до 2–4% по ²³⁵U фрак­цию UF₆ под­вер­га­ют вос­ста­но­вит. пи­ро­гид­ро­ли­зу влаж­ным Н₂ до UO₂, из ко­то­ро­го спе­ка­ют таб­лет­ки для из­го­тов­ле­ния твэ­лов.

Ра­дио­хи­мич. про­из-во вклю­ча­ет рас­тво­ре­ние от­ра­бо­тав­ших твэ­лов в HNO₃, мно­го­сту­пен­ча­тое экс­трак­ци­он­ное раз­де­ле­ние ком­по­нен­тов, вы­де­ле­ние очи­щен­ных со­еди­не­ний У. и пе­ре­вод их в UF₆ для по­втор­но­го раз­де­ле­ния изо­то­пов ура­на.

Обо­га­щён­ный по изо­то­пу ²³⁵U У. ис­поль­зу­ют в осн. в ви­де ди­ок­си­да или спла­вов в ка­че­ст­ве ядер­но­го то­п­ли­ва в энер­ге­тич. и транс­порт­ных ядер­ных ре­ак­то­рах. Обед­нён­ный до со­дер­жа­ния 0,2–0,3% ²³⁵U ме­талл при­ме­нял­ся ар­мией США в ка­че­ст­ве сер­деч­ни­ков бро­не­бой­ных сна­ря­дов и пуль, его ис­поль­зу­ют так­же в ка­че­ст­ве про­ти­во­ве­сов в за­крыл­ках са­мо­лё­тов, ра­ди­ац. за­щи­ты при ра­ди­ац. те­ра­пии и транс­пор­ти­ров­ке ра­дио­ак­тив­ных ве­ществ.

Ми­ро­вое про­из-во пер­вич­но­го У. ок. 60 тыс. т в год (в Рос­сии 3,0–3,5 тыс. т, круп­ней­шее пред­при­ятие – «При­ар­гун­ское про­из­водств. гор­но-хи­мич. объ­е­ди­не­ние»). Ве­ду­щая стра­на по до­бы­че У. – Ка­зах­стан (22,5 тыс. т). На­ко­п­лен­ные ми­ро­вые за­па­сы обед­нён­но­го У. со­став­ля­ют бо­лее 1 млн. т (пре­им. в ви­де UF₆).

У. и его со­еди­не­ния вы­со­ко­ток­сич­ны.