УРАН

УРАН (лат. Uranium),
U, радиоактивный хим. элемент III группы периодич. системы Менделеева,
относится к семейству актиноидов; ат. н. 92, ат. м. 238,029; металл.
Природный У. состоит из смеси трёх изотопов: ²³⁸U - 99,2739%
с периодом полураспада T9 лет, ²³⁵U
- 0,7024% (T8 лет) и ²³⁴U
_ 0,0057% (T5 лет).

Из 11 искусственных радиоактивных
изотопов с массовыми числами от 227 до 240 долгоживущий - ²³³U
(T5 лет); он получается при нейтронном
облучении тория. ²³⁸U и ²³⁵U являются родоначальниками
двух радиоактивных рядов.

Историческая справка. У.
открыт в 1789 нем. химиком М. Г. Клап-ротом и назван им в честь планеты
Уран, открытой В. Гершелем в 1781. В метал-лич. состоянии У. получен
в 1841 франц. химиком Э. Пелиго при восстановлении UC1калием. Первоначально У. приписывали ат. м. 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 произ-ва красок и стекла. С открытием явления радиоактивности У.
в 1896 и радия в 1898 началась пром. переработка урановых руд с
целью извлечения и использования радия в научных исследованиях и медицине.
С 1942, после открытия в 1939 явления деления ядер (см. Ядра атомного
деление), У. стал осн. ядерным топливом.

Распространение в природе.
У.- характерный элемент для гранитного слоя и осадочной оболочки земной
коры. Ср. 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 окислит. средой и плохо растворимы
в водах с восстановит. средой (напр., сероводородных).

Известно ок. 100 минералов
У.; пром. значение имеют 12 из них (см. Урановые руды). В ходе геологич.
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 аллотропич.
модификации-а, в и у с темп-рами фазовых превращений: а -> 3 668,8+0,4
°С, в->у 772,2 ± 0,4 °С; а-форма имеет ромбич. решётку (а = 2,8538A,
b = 5.8662А, с = 4.9557А), )в-форма - тетрагональную решётку
(при 720 °С а = 10,759 А, b = 5,656А), у-форма - объёмноцент-рированную
кубич. решётку (при 850 °С а = 3,538 А). Плотность У. в a-форме
(25 °С) 19,05 ± 0,2 г/см³; t1132 ± 1
⁰С;
t[0,067 кал/(см*сек*°С)], (200-400 °С) 29,72 вт/См*К) [0,071 кал/(см*сек*°С)];
удельная теплоёмкость (25 °С) 27,67 кдж/(кг*К)
[6,612 кал1(г*°С)];
удельное электросопротивление при комнатной темп-ре ок. 3*10^-7
ом*см, при 600 ⁰С 5,5*10^-7ом*см; обладает
сверхпроводимостью при 0,68 ± 0.02К; слабый парамагнетик, удельная магнитная
восприимчивость при комнатной темп-ре 1,72*10^-6.

Механич. свойства У. зависят
от его чистоты, от режимов механич. и термич. обработки. Ср. значение модуля
упругости для литого У. 20,5*10^-2 Мн/м² [20,9*10^-3кгс/мм²];
предел прочности при растяжении при комнатной темп-ре 372-470 Мн/м²
[38-48 кгс/мм²];
прочность повышается после закалки
из в- и у-фаз; ср. твёрдость по Бринеллю 19,6 - 21,6*10² Мн/м²
[200-220 кгс/мм²].

Облучение потоком нейтронов
(к-рое имеет место в ядерном реакторе) изменяет физико-механич.
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
²³⁵U и ²³³U делятся спонтанно, а также при захвате
как медленных (тепловых), так и быстрых нейтронов с эффективным сечением
деления 508*10^-24 см² (508 барн)
и
533*10^-24 см² (533 барн) соответственно.
Ядра ²³⁸U делятся при захвате только быстрых нейтронов с энергией
не менее 1 Мэв; при захвате медленных нейтронов ²³⁸U
превращается в ²³⁹Рu, ядерные свойства к-рого близки к ²³⁵U.
Критич. масса У. (93,5% ²³⁵U) в водных растворах составляет
менее 1 кг, для открытого шара-ок. 50 кг, для шара с отражателем
- 15-23 кг; критич. масса ²³³U- примерно 1/3 критич.
массы ²³⁵U.

Химические свойства. Конфигурация
внеш. электронной оболочки атома У. 7s²6d^l5f³.
У.
относится к реакци-онноспособным 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, к-рая не предохраняет металл от дальнейшего окисления. В порошкообразном
состоянии У. пирофорен и горит ярким пламенем. С кислородом образует двуокись
UOиз к-рых Uблизки к UOимеет широкую область гомогенности от UOС фтором при 500-600 °С образует тет-рафторид UFкристаллы, малорастворимые в воде и к-тах) и гексафторид UF(белое кристаллич. вещество, возгоняющееся без плавления при 56,4 °С);
с серой - ряд соединений, из к-рых наибольшее значение имеет US (ядерное
горючее). При взаимодействии У. с водородом при 220 °С получается гидрид
UH- нитрид Uтой же темп-ре можно получить UN, Uс углеродом при 750-800 °С - монокарбид UC, дикар-бид UCтакже Uтипов (см. Урановые сплавы). У. медленно реагирует с кипящей водой
с образованием UO150-250 °С; растворяется в соляной и азотной к-тах, слабо - в концентрированной
плавиковой к-те. Для U(VI) характерно образование иона уранила UO2+;
соли уранила окрашены в жёлтый цвет и хорошо растворимы в воде и минеральных
к-тах; соли U(IV) окрашены в зелёный цвет и менее растворимы; ион уранила
чрезвычайно способен к комп-лексообразованию в водных растворах как с неорганич.,
так и с органич. веществами; наиболее важны для технологии карбонатные,
сульфатные, фторидные, фосфатные и др. комплексы. Известно большое число
уранатов (солей не выделенной в чистом виде урановой к-ты), состав к-рых
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 проф. 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 радиометрич. сортировки, основанной на
у-излучении радия, всегда сопутствующего урану. В основном руды выщелачивают
растворами серной, иногда азотной к-т или растворами соды с переводом У.
в кислый раствор в виде UО[UO4-, а в содовый
раствор - в виде [UО4-.
Для извлечения и кон-центрирования У. из растворов и пульп, а также для
очистки от примесей применяют сорбцию на ионообменных смолах и экстракцию
органич. растворителями (трибутилфосфат, алкилфосфорные к-ты, амины). Далее
из растворов добавлением щёлочи осаждают уранаты аммония или натрия или
гидроокись U(OH)чистоты технич. продукты растворяют в азотной к-те и подвергают аффинажным
операциям очистки, конечными продуктами к-рых являются UOUводородом или диссоциированным аммиаком до UOпереводом его в UFпри 500-600 ⁰С. UFосаждении кристаллогидрата UFиз растворов с последующим обезвоживанием продукта при 450 ⁰С
в токе водорода. В пром-сти осн. способом получения У. из UFявляется его кальциетермич. или магниетермич. 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 ²³⁵U выше естественного
содержания в рудах или выделение этого изотопа в чистом виде (см. Изотопов
разделение), поскольку именно ²³⁵U - осн. ядерное горючее;
осуществляется это методами газовой термодиффузии, центробежными и др.
методами, основанными на различии масс ²³⁸U и ²³⁵U;
в процессах разделения У. используется в виде летучего гексафторида UFПри получении У. высокой степени обогащения или изотопов учитываются их
критич. массы; наиболее удобный способ в этом случае - восстановление окислов
У. кальцием; образующийся при этом шлак СаО легко отделяется от У. растворением
в к-тах. Для получения порошкообразного У., двуокиси, карбидов, нитридов
и др. тугоплавких соединений применяются методы порошковой металлургии.

Применение. Металлич. 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. ²³⁵U является источником
ядерной энергии в ядерном оружии. ²³⁸U служит источником
вторичного ядерного горючего - плутония.

В. М. Кулифеев.



Уран в организме. В
микроколичествах (10^-5 - 10^-8% ) обнаруживается в
тканях растений, животных и человека. В золе растений (при содержании У.
в почве ок. 10^-4%) его концентрация составляет 1,5*10^-5%.
В наибольшей степени У. накапливается нек-рыми 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 - ок. 1% от поступающего количества растворимых
соединений и не более 0,1% труднорастворимых; в лёгких всасываются соответственно
50% и 20%. Распределяется У. в организме неравномерно. Осн. депо (места
отложения и накопления) - селезёнка, почки, скелет, печень и, при вдыхании
труднорастворимых соединений,- лёгкие и бронхо-лёгочные лимфа-тич. 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 кр. рог. скота содержит 1*10^-8 г/мл, печень
8*10^-8 г/г, мышцы 4*10^-11 г/г, селезёнка 9*10^8-8
г/г. Содержание У. в органах человека составляет: в печени 6*10^-9
г/г, в лёгких 6*10^-9-9*10^-9г/г, в селезёнке 4,7*10^-7г/г,
в крови 4-10^-10 г/мл, в почках 5,3*10^-9 (корковый
слой) и 1,3*10^-8 г/г (мозговой слой), в костях 1*10^-9
г/г, в костном мозге 1 -Ю-⁸ г/г, в волосах 1,3*10^-7
г/г. У., содержащийся в костной ткани, обусловливает её постоянное облучение
(период полувыведения У. из скелета ок. 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^-7г, с калом - 1,4*10^-6-1,8*10^-6 г,
с волосами - 2*10^-8 г.

По данным Международной комиссии
по радиационной защите, ср. содержание У. в организме человека 9*10^-5
г. Эта величина для различных р-нов может варьировать. Полагают, что У.
необходим для нормальной жизнедеятельности животных и растений, однако
его физиол. функции не выяснены. Г. П. Галибин.



Токсическое действие У.
обусловлено его хим. 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.
пром. объектах, где он используется в технологич. 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 хронич. отравления; последние
характеризуются постепенным развитием и меньшей выраженностью симптомов.
При хронич. 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
гигиенич. 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 гипергениза,
2 изд., М., 1974; Фармакология и токсикология урановых соединений, [пер.
с англ.], т. 2, М., 1951; Гуськова В. Н., Уран. Радиацион-но-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.