Радиоактивный уран. Изотопы и получение урана Радиоактивный распад урана

Деление ядра - это расщепление тяжелого атома на два фрагмента примерно равной массы, сопровождаемое выделением большого количества энергии.

Открытие ядерного деления начало новую эру - «атомный век». Потенциал возможного его использования и соотношение риска к пользе от его применения не только породили множество социологических, политических, экономических и научных достижений, но также и серьезные проблемы. Даже с чисто научной точки зрения процесс ядерного деления создал большое число головоломок и осложнений, и полное теоретическое его объяснение является делом будущего.

Делиться - выгодно

Энергии связи (на нуклон) у разных ядер различаются. Более тяжелые обладают меньшей энергией связи, чем расположенные в середине периодической таблицы.

Это означает, что тяжелым ядрам, у которых атомное число больше 100, выгодно делиться на два меньших фрагмента, тем самым высвобождая энергию, которая превращается в кинетическую энергию осколков. Этот процесс называется расщеплением

В соответствии с кривой стабильности, которая показывает зависимость числа протонов от числа нейтронов для стабильных нуклидов, более тяжелые ядра предпочитают большее число нейтронов (по сравнению с количеством протонов), чем более легкие. Это говорит о том, что наряду с процессом расщепления будут испускаться некоторые «запасные» нейтроны. Кроме того, они будут также принимать на себя часть выделяющейся энергии. Изучение деления ядра атома урана показало, что при этом выделяется 3-4 нейтрона: 238 U → 145 La + 90 Br + 3n.

Атомное число (и атомная масса) осколка не равна половине атомной массы родителя. Разница между массами атомов, образовавшихся в результате расщепления, обычно составляет около 50. Правда, причина этого еще не совсем понятна.

Энергии связи 238 U, 145 La и 90 Br равны 1803, 1198 и 763 МэВ соответственно. Это означает, что в результате данной реакции высвобождается энергия деления ядра урана, равная 1198 + 763-1803 = 158 МэВ.

Самопроизвольное деление

Процессы спонтанного расщепления известны в природе, но они очень редки. Среднее время жизни указанного процесса составляет около 10 17 лет, а, например, среднее время жизни альфа-распада того же радионуклида составляет около 10 11 лет.

Причина этого заключается в том, что для того, чтобы разделиться на две части, ядро должно сначала подвергнуться деформации (растянуться) в эллипсоидальную форму, а затем, перед окончательным расщеплением на два фрагмента, образовать «горлышко» посредине.

Потенциальный барьер

В деформированном состоянии на ядро действуют две силы. Одна из них - возросшая поверхностная энергия (поверхностное натяжение капли жидкости объясняет ее сферическую форму), а другая - кулоновское отталкивание между осколками деления. Вместе они производят потенциальный барьер.

Как и в случае альфа-распада, чтобы произошло спонтанное деление ядра атома урана, фрагменты должны преодолеть этот барьер с помощью квантового туннелирования. Величина барьера составляет около 6 МэВ, как и в случае с альфа-распадом, но вероятность туннелирования α-частицы значительно больше, чем гораздо более тяжелого продукта расщепления атома.

Вынужденное расщепление

Гораздо более вероятным является индуцированное деление ядра урана. В этом случае материнское ядро ​​облучается нейтронами. Если родитель его поглощает, то они связываются, высвобождая энергию связи в виде колебательной энергии, которая может превысить 6 МэВ, необходимых для преодоления потенциального барьера.

Там, где энергии дополнительного нейтрона недостаточно для преодоления потенциального барьера, падающий нейтрон должен обладать минимальной кинетической энергией для того, чтобы иметь возможность индуцировать расщепление атома. В случае 238 U энергии связи дополнительных нейтронов не хватает около 1 МэВ. Это означает, что деление ядра урана индуцируется только нейтроном с кинетической энергией больше 1 МэВ. С другой стороны, изотоп 235 U имеет один непарный нейтрон. Когда ядро ​​поглощает дополнительный, он образует с ним пару, и в результате этого спаривания появляется дополнительная энергия связи. Этого достаточно для освобождения количества энергии, необходимого для того, чтобы ядро преодолело потенциальный барьер и деление изотопа происходило при столкновении с любым нейтроном.

Бета-распад

Несмотря на то что при реакции деления испускаются три или четыре нейтрона, осколки по-прежнему содержат больше нейтронов, чем их стабильные изобары. Это означает, что фрагменты расщепления, как правило, неустойчивы по отношению к бета-распаду.

Например, когда происходит деление ядра урана 238 U, стабильным изобаром с А = 145 является неодим 145 Nd, что означает, что фрагмент лантан 145 La распадается в три этапа, каждый раз излучая электрон и антинейтрино, пока не будет образован стабильный нуклид. Стабильным изобаром с A = 90 является цирконий 90 Zr, поэтому осколок расщепления бром 90 Br распадается в пять этапов цепи β-распада.

Эти цепи β-распада выделяют дополнительную энергию, которая почти вся уносится электронами и антинейтрино.

Ядерные реакции: деление ядер урана

Прямое излучение нейтрона из нуклида со слишком большим их количеством для обеспечения стабильности ядра маловероятно. Здесь дело заключается в том, что нет кулоновского отталкивания, и поэтому поверхностная энергия имеет тенденцию к удержанию нейтрона в связи с родителем. Тем не менее это иногда происходит. Например, фрагмент деления 90 Br в первой стадии бета-распада производит криптон-90, который может быть находиться в возбужденном состоянии с достаточной энергией, чтобы преодолеть поверхностную энергию. В этом случае излучение нейтронов может происходить непосредственно с образованием криптона-89. по-прежнему неустойчив по отношению к β-распаду, пока не перейдет в стабильный иттрий-89, так что криптон-89 распадается в три этапа.

Деление ядер урана: цепная реакция

Нейтроны, испускаемые в реакции расщепления, могут быть поглощены другим ядром-родителем, которое затем само подвергается индуцированному делению. В случае урана-238 три нейтрона, которые возникают, выходят с энергией менее 1 МэВ (энергия, выделяющаяся при делении ядра урана - 158 МэВ - в основном переходит в кинетическую энергию осколков расщепления), поэтому они не могут вызвать дальнейшее деление этого нуклида. Тем не менее при значительной концентрации редкого изотопа 235 U эти свободные нейтроны могут быть захвачены ядрами 235 U, что действительно может вызвать расщепление, так как в этом случае отсутствует энергетический порог, ниже которого деление не индуцируется.

Таков принцип цепной реакции.

Типы ядерных реакций

Пусть k - число нейтронов, произведенное в образце делящегося материала на стадии n этой цепи, поделенное на число нейтронов, образованных на стадии n - 1. Это число будет зависеть от того, сколько нейтронов, полученных на стадии n - 1, поглощаются ядром, которое может подвергнуться вынужденному делению.

Если k < 1, то цепная реакция просто выдохнется и процесс остановится очень быстро. Именно это и происходит в природной в которой концентрация 235 U настолько мала, что вероятность поглощения одного из нейтронов этим изотопом крайне ничтожна.

Если k > 1, то цепная реакция будет расти до тех пор, пока весь делящийся материал не будет использован Это достигается путем обогащения природной руды до получения достаточно большой концентрации урана-235. Для сферического образца величина k увеличивается с ростом вероятности поглощения нейтронов, которая зависит от радиуса сферы. Поэтому масса U должна превышать некоторую чтобы деление ядер урана (цепная реакция) могло происходить.

Если k = 1, то имеет место управляемая реакция. Это используется в Процесс контролируется распределением среди урана стержней из кадмия или бора, которые поглощают большую часть нейтронов (эти элементы обладают способностью захватывать нейтроны). Деление ядра урана контролируется автоматически путем перемещения стержней таким образом, чтобы величина k оставалась равной единице.

Осколки деления

Характерной особенностью деления является то, что осколки, образующиеся в результате деления, как правило, имеют существенно разные массы. В случае наиболее вероятного деления 235 U отношение масс осколков равно 1.46. Тяжелый осколок при этом имеет массовое число 139, легкий - 95. Деление на два осколка с такими массами не является единственно возможным. Распределение по массам осколков деления 235 U тепловыми нейтронами показано на рис. 8. Среди продуктов деления были обнаружены осколки с А = 72-161 и Z = 30-65. Вероятность деления на два равных по массе осколка не равна нулю. При делении тепловыми нейтронами вероятность симметричного деления примерно на три порядка меньше, чем в случае наиболее вероятного деления на осколки с A = 139 и 95. Капельная модель не исключает возможности асимметричного деления, однако, даже качественно не объясняет основных закономерностей такого деления. Асимметричное деление можно объяснить влиянием оболочечной структуры ядра. Ядро стремится разделиться таким образом, чтобы основная часть нуклонов осколка образовала устойчивый магический остов.
В процессе деления основная часть энергии освобождается в виде кинетической энергии осколков деления. Такой вывод можно сделать из того, что кулоновская энергия двух соприкасающихся осколков приблизительно равна энергии деления. Под действием электрических сил отталкивания кулоновская энергия осколков переходит в кинетическую энергию.

Между кинетическими энергиями E осколков и их массами M существует следующее соотношение, вытекающее из закона сохранения импульса:

где Е л и M л и относятся к легкому осколку, а Е т и М т - к тяжелому. Пользуясь этим соотношением, можно из распределения осколков по энергии (рис.9) получить массовое распределение осколков. Параметры энергетического распределения, а также некоторые другие характеристики осколков деления 235 U тепловыми нейтронами приведены в табл. 1.

Таблица 1. Характеристики легкого и тяжелого осколков для наиболее вероятного деления 235 U тепловыми нейтронами

Характеристика	Легкий осколок	Тяжелый осколок
Массовое число A
Электрический заряд Z
Кинетическая энергия E, МэВ
Пробег в воздухе при нормальных условиях, мм

Кинетическая энергия осколков деления сравнительно мало зависит от энергии возбуждения делящегося ядра, так как излишняя энергия обычно идет на возбуждение внутреннего состояния осколков.
На рис.10 показаны массовые распределения осколков деления 234 U и более тяжелых ядер. Видно, что массовые распределения тяжелых осколков близки, в то время как средняя масса легких осколков меняется от ~90 у 234 U до ~114 у 256 Fm. Это особенно хорошо видно на рис.11.

Средняя масса легкой группы практически линейно растет с ростом массы делящегося ядра, в то время как средняя масса тяжелой группы остается практически неизменной (A140). Таким образом, практически все добавочные нуклоны идут в легкие осколки. На рис.10 заштрихованы области ядер с магическими числами протонов и нейтронов. Для Z = 50 стабильным ядрам соответствует Z/A 0.4 (A = 125). Нейтроноизбыточные осколки деления имеют Z/A до ~0.38 (A = 132), т.е. около 7 "лишних" нейтрона. Как раз на краю тяжелой группы осколков находится дважды магическое ядро 132 Sn (Z = 50, N = 82). Это исключительно стабильная конфигурация определяет нижний край массового распределения тяжелых осколков. Для легких осколков этого эффекта нет. Массовое распределение легких осколков практически не попадает в область даже одного магического числа N = 50 и существенно меньше определяется оболочечными эффектами. Оно формируется из нуклонов "оставшихся" после формирования тяжелого осколка.

Уран, элемент с порядковым номером 92, самый тяжелый из встречающихся в природе. Использовался он еще в начале нашей эры, осколки керамики с желтой глазурью (содержащие более 1% оксида урана) находились среди развалин Помпеи и Геркуланума.

Уран был открыт в 1789 году в урановой смолке немецким химиком Мартоном Генрихом Клапротом, назвавшего его в честь планеты уран, открытой в 1781. Впервые получил металлический уран французский химик Юджин Пелиго в 1841, восстановив безводный тетрахлорид урана калием. В 1896 году Антуан-Анри Беккерель открывает явление радиоактивности урана случайным засвечиванием фотопластинок ионизирующим излучением от оказавшегося поблизости кусочка соли урана.

Физические и химические свойства

Уран очень тяжелый, серебристо-белый глянцеватый металл. В чистом виде он немного мягче стали, ковкий, гибкий, обладает небольшими парамагнитными свойствами. Уран имеет три аллотропные формы: альфа (призматическая, стабильна до 667.7 °C), бета (четырехугольная, стабильна от 667.7 до 774.8 °C), гамма (с объемно центрированной кубической структурой, существующей от 774.8 °C до точки плавления), в которых уран наиболее податлив и удобен для обработки. Альфа-фаза - очень примечательный тип призматической структуры, состоящей из волнистых слоев атомов в чрезвычайно асимметричной призматической решетке. Такая анизотропная структура затрудняет сплав урана с другими металлами. Только молибден и ниобий могут создавать с ураном твердофазные сплавы. Правда, металлический уран может вступать во взаимодействие со многими сплавами, образуя интерметаллические соеденинения.

Основные физические свойства урана:
температура плавления 1132.2 °C (+/- 0.8);
температура кипения 3818 °C;
плотность 18.95 (в альфа-фазе);
удельная теплоемкость 6.65 кал/моль/°C (25 C);
прочность на разрыв 450 МПа.

Химически уран очень активный металл. Быстро окисляясь на воздухе, он покрывается радужной пленкой оксида. Мелкий порошок урана самовоспламеняется на воздухе, он зажигается при температуре 150-175 °C, образуя U 3 O 8 . При 1000 °C уран соединяется с азотом, образуя желтый нитрид урана. Вода способна разъедать металл, медленно при низкой температуре, и быстро при высокой. Уран растворяется в соляной, азотной и других кислотах, образуя четырехвалентные соли, зато не взаимодействует с 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.
Уран имеет четыре степени окисления - III-VI. Шестивалентные соединения включают в себя триокись уранила UO 3 и уранилхлорид урана UO 2 Cl 2 . Тетрахлорид урана UCl 4 и диоксид урана UO 2 - примеры четырехвалентного урана. Вещества, содержащие четырехвалентный уран обычно нестабильны и обращаются в шестивалентные при длительном пребывании на воздухе. Ураниловые соли, такие как уранилхлорид распадаются в присутствии яркого света или органики.

Уран стабильных изотопов не имеет, но известно 33 его радиоактивных изотопа. Природный уран состоит из трёх радиоактивных изотопов: 238 U (99,2739%, T=4.47⋅10 9 лет, α-излучатель, родоначальник радиоактивного ряда (4n+2)), 235 U (0.7205%, T=7,04⋅10 9 лет, родоначальник радиоактивного ряда (4n+3)) и 234 U (0.0056%, T=2.48⋅10 5 лет, α-излучатель). Последний изотоп является не первичным, а радиогенным, он входит в состав радиоактивного ряда 238 U. Атомная масса природного урана 238,0289+0,0001.

Радиоактивность природного урана обусловлена в основном изотопами 238 U и 234 U, в равновесии их удельные активности равны. Удельная радиоактивность природного урана 0.67 микрокюри/г, разделяется практически пополам между 234 U и 238 U; 235 U вносит малый вклад (удельная активность изотопа 235 U в природном уране в 21 раз меньше активности 238 U). Природный уран достаточно радиоактивен для засвечивания фотопластинки за время около часа. Поперечное сечение захвата тепловых нейтронов 233 U 4,6·10 -27 м2, 235 U 9,8 10 -27 м2, 238 U 2,7 10 -28 м2; сечение деления 233 U 5,27·10 -26 м2, 235 U 5,84·10 -26 м2, природной смеси изотопов 4,2·10 -28 м2.

Изотопы урана, как правило, α-излучатели. Средняя энергия α-излучения 230 U, 231 U, 232 U, 233 U, 234 U, 235 U, 236 U, 238 U равна соответственно 5,97; 3,05⋅10 -4 ; 5,414; 4,909; 4,859; 4,679; 4,572; 4,270 МэВ. В тоже время такие изотопы, как 233 U, 238 U и 239 U помимо альфа- испытывают и другой тип распада – спонтанное деление, хотя вероятность деления намного меньше вероятности α-распада.

С точки зрения практических приложений важно, что природные изотопы 233 U и 235 U делятся под действием как тепловых, так и быстрых нейтронов ( 235 U способен к спонтанному делению), а ядра 238 U способны к делению только при захвате нейтронов с энергией более 1 МэВ. При захвате нейтронов с меньшей энергией ядра 238 U превращаются сначала в ядра 239 U, которые далее испытывают β-распад и переходят сначала в 239 Np, а затем - в 239 Pu, ядерные свойства которого близки к 235 U. Эффективные сечения захвата тепловых нейтронов ядер 234 U, 235 U и 238 U равны 98⋅10 -28 , 683⋅10 -28 и 2,7⋅10 -28 м2 соответственно. Полное деление 235 U приводит к выделению «теплового энергетического эквивалента» 2⋅10 7 кВт.ч/кг.

Техногенные изотопы урана

В современных атомных реакторах нарабатываются 11 искусственных радиоактивных изотопов с массовыми числами от 227 до 240, из которых самый долгоживущий – 233 U (T = 1,62·10 5 лет); он получается при нейтронном облучении тория. Изотопы урана с массовым числом больше 240 в реакторах не успевают образоваться. Слишком мало времени жизни урана-240, и он распадается, не успев захватить нейтрон. Однако, в сверхмощных нейтронных потоках термоядерного взрыва ядро урана за миллионную долю секунды успевает захватить до 19 нейтронов. При этом рождаются изотопы урана с массовыми числами от 239 до 257. Об их существовании узнали по появлению в продуктах термоядерного взрыва далеких трансурановых элементов – потомков тяжёлых изотопов урана. Сами «основатели рода» слишком неустойчивы к β-распаду и переходят в высшие элементы задолго до извлечения продуктов ядерных реакций из перемешанной взрывом породы.

В энергетических реакторах на тепловых нейтронах качестве ядерного топлива используют изотопы 235 U и 233 U, а в реакторах на быстрых нейтронах 238 U, т.е. изотопы, способные поддерживать цепную реакцию деления.

U-232

232 U – техногенный нуклид, в природе не встречается, α-излучатель, Т=68,9 лет, материнские изотопы 236 Pu(α), 232 Np(β+) и 232 Pa(β-), дочерний нуклид 228 Тh. Способен к спонтанному делению. 232 U имеет интенсивность спонтанного деления 0.47 делений/с⋅кг. В ядерной индустрии 232 U нарабатывается как побочный продукт при синтезе делящегося (оружейного) нуклида 233U в ториевом топливном цикле. При облучении 232 Th происходит основная реакция:

232 Th + n → 233 Th → (22.2 мин, β--распад) → 233 Pa → (27.0 дней, β--распад) → 233 U

и побочная двухстадийная реакция:

232 Th + n → 231 Th + 2n, 231 Th → (25.5 ч, β) → 231 Pa + n → 232 Pa → (1.31 дней, β) → 232 U.

Наработка 232 U в ходе двухстадийной реакции зависит от присутствия быстрых нейтронов (нужны нейтроны с энергией не менее 6 МэВ), ибо сечение первой реакции мало для тепловых скоростей. Энергиями более 6 МэВ обладает небольшое число нейтронов деления и если зона воспроизводства тория находится в такой части реактора, где она облучается умеренно быстрыми нейтронами (~ 500 кэВ) то эта реакция может быть практически исключена. Если в исходном веществе находится 230 Th, то образование 232 U дополняется реакцией: 230 Th + n → 231 Th и далее как указано выше. Эта реакция превосходно идет и с тепловыми нейтронами. Поэтому подавление образования 232 U (а это нужно по указанным ниже причинам) требует загрузки тория с минимальной концентрацией 230 Th.

Образующийся в энергетическом реакторе изотоп 232 U представляет проблему для охраны труда, поскольку он распадается на 212 Bi и 208 Te, которые излучают γ-кванты высоких энергий. Поэтому препараты, содержащие большое количество этого изотопа следует перерабатывать в горячей камере. Наличие 232 U в облучённом уране опасно и с точки зрения обращения с атомным оружием.

Накопление 232 U неизбежно при производстве 233 U в ториевом энергетическом цикле, что сдерживает внедрение его в энергетику. Необычным является то, что чётный изотоп 232 U имеет высокое сечение деления под действием нейтронов (для тепловых нейтронов 75 барн, резонансный интеграл 380), а также высокое сечение захвата нейтронов – 73 барна (резонансный интеграл 280).

Есть и польза от 232 U: он часто применяется в методе радиоактивных индикаторов в химических и физических исследованиях.

U-233

233 U открыт Сиборгом, Гофманом и Стоутоном. Уран-233 - α-излучатель, Т=1,585⋅105 лет, материнские нуклиды 237 Pu(α) 233 Np(β+) 233 Pa(β-), дочерний нуклид 229 Th. Уран-233 получается в атомных реакторах из тория: 232Th захватывает нейтрон и превращается в 233 Th, который распадается на 233 Ра, а затем в 233 U. Ядра 233 U (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 (возможно расширенное воспроизводство ядерного горючего). Уран-233 также является наиболее перспективным топливом для газофазных ядерных ракетных двигателей. Эффективное сечение деления быстрыми нейтронами 533 барн, период полураспада 1585000 лет, в природе не встречается. Критическая масса 233 U в три раза меньше критической массы 235 U (около 16 кг). 233 U имеет интенсивность спонтанного деления равную 720 делений/с⋅кг. 235U можно получить из 232Th, облучением нейтронами:

232 Th + n → 233 Th → (22.2 мин, β--распад) → 233 Pa → (27.0 дней, β--распад) → 233U

При поглощении нейтрона, ядро 233 U обычно делится, но изредка захватывает нейтрон, переходя в 234 U, хотя доля процессов неделения меньше, чем в других делящихся топлив ( 235 U, 239 Pu, 241 Pu) она остаётся малой при всех энергиях нейтронов. Отметим, что существует проект реактора на основе расплава солей, в котором протактиний физически изолируют, прежде чем он успеет поглотить нейтрон. Хотя 233 U, поглотив нейтрон, обычно делится, всё же он иногда сохраняет нейтрон, переходя в 234 U (этот процесс существенно менее вероятен, чем деление).

Наработка 233 U из сырья для ториевой промышленности - долгосрочная стратегия развития ядерной индустрии Индии, имеющей существенные запасы тория. Бридинг можно осуществить или в быстрых или в тепловых реакторах. Вне Индии, интерес к топливному циклу на основе тория не слишком велик, хотя мировые запасы тория в три раза превосходят запасы урана.Помимо топлива в атомных реакторах, можно использовать 233 U в оружейном заряде. Хотя сейчас это делают редко. В 1955 США проверили оружейные качества 233 U, взорвав бомбу на его основе в операции Teapot (заварной чайник). С оружейной точки зрения 233 U, сравним с 239 Pu: его радиоактивность – 1/7 (Т=159200 лет против 24100 лет у плутония), его критическая масса на 60% выше (16 кг против 10 кг), а скорость спонтанного деления выше в 20 раз (6⋅10 -9 против 3⋅10 -10 ). Однако, но так как его удельная радиоактивность ниже, то нейтронная плотность 233 U в три раза выше, чем у 239 Pu. Создание ядерного заряда на основе 233 U требует больших усилий, чем на плутонии, но технологические усилия примерно те же.

Основное различие – наличие в 233 U примеси 232 U, которая затрудняет работы с 233 U и позволяет легко обнаружить готовое оружие.

Содержание 232 U в оружейном 233 U не должно превышать 5 частей на миллион (0.0005%). В коммерческом ядерном топливном цикле наличие 232 U не представляет собой большого недостатка, даже желательно, поскольку это снижает возможность распространения урана для оружейных целей. Для экономии топлива, после его переработки и повторного использования уровень 232 U достигает 0.1-0.2%. В специально спроектированных системах этот изотоп накапливается в концентрациях 0.5-1%.

В течение первых двух лет после производства 233 U, содержащего 232 U, 228 Th сохраняется на постоянном уровне, находясь в равновесии с собственным распадом. В этом периоде фоновое значение γ-излучения устанавливается и стабилизируется. Поэтому первые несколько лет произведенная масса 233 U испускает значительное γ-излучение. Десятикилограммовая сфера 233 U оружейной чистоты (5 миллионных долей 232U) создает фон 11 миллибэр/час на расстоянии 1 м спустя 1 месяц после производства, 110

миллибэр/ч через год, 200 миллибэр/ч через 2 года. Ежегодная предельная доза в 5 бэр превышается уже через 25 часов работы с таким материалом. Даже свежий 233 U (1 месяц со дня изготовления) ограничивает время сборки десятью часами в неделю. В полностью собранном оружии уровень радиации снижают поглощением корпусом заряда. В современных облегченных устройствах снижение не превышает 10 раз, создавая проблемы с безопасностью. В более тяжеловесных зарядах поглощение более сильное - в 100 - 1000 раз. Рефлектор из бериллия увеличивает уровень нейтронного фона: 9Be + γ-квант → 8Be + n. γ-лучи 232 U образуют характерную сигнатуру, их можно обнаружить и отследить передвижения и наличие атомного заряда. Нарабатываемый по ториевому циклу специально денатурированный 233 U (0.5 - 1.0% 232 U), создает ещё большую опасность. 10-килограмовая сфера, изготовленная из такого материала, на расстоянии 1 м через 1 месяц создает фон 11 бэр/час, 110 бэр/ч через год и 200 бэр/ч через 2 года. Контакт с такой атомной бомбой, даже при сокращении излучения в 1000 раз, ограничивается 25 часами в год. Наличие заметной доли 232 U в делящемся веществе делает его крайне неудобным для военного применения.

Природные изотопы урана

U-234

Уран-234 (уран II) входит в состав природного урана (0,0055%), Т=2,445⋅10 5 лет, α-излучатель, материнские радионуклиды: 238 Pu(α), 234 Pa(β-), 234 Np(β+), дочерний изотоп в 230 Th. Содержание 234 U в руде очень незначительно из-за его сравнительно короткого периода полураспада. 234 U образуется по реакциям:

238 U → (4.51 миллиарда лет, альфа-распад) → 234 Th

234 Th → (24.1 дней, бета-распад) → 234 Pa

234 Pa → (6.75 часов, бета-распад) → 234 U

Обычно 234 U находится в равновесии с 238 U, распадаясь и образуясь с одинаковой скоростью. Однако распадающиеся атомы 238 U существуют некоторое время в виде тория и протактиния, поэтому могут химически или физически отделиться от руды (выщелачиваться подземными водами). Поскольку 234 U обладает относительно коротким временем полураспада, весь этот изотоп, находящийся в руде, образовался в последние несколько миллионов лет. Примерно половину радиоактивности природного урана составляет вклад 234 U.

Концентрация 234 U в высокообогащённом уране довольно высока из-за предпочтительного обогащения легкими изотопами. Поскольку 234 U является сильным γ-излучателем, имеются ограничения на его концентрацию в уране, предназначенном для переработки в топливо. В принципе, повышенный уровень 234 U приемлем для современных реакторов, но подвергнутое переработке отработанное топливо содержит уже неприемлемые уровни этого изотопа.

Сечение поглощения 234 U тепловых нейтронов 100 барн, а для резонансного интеграла, усреднённого по различным промежуточным нейтронам 700 барн. Поэтому в реакторах на

тепловых нейтронах он конвертируется в делящийся 235 U с большей скоростью, чем намного большее количество 238 U (с поперечным сечением 2,7 барн) конвертируется в 239 Pu. В результате, отработанное ядерное топливо содержит меньше 234 U, чем свежее.

U-235

Уран-235 (актиноуран) – изотоп, способный давать быстроразвивающуюся цепную реакцию деления. Открыт Демпстером (Arthur Jeffrey Dempster) в 1935.

Это – первый изотоп, на котором была открыта реакция вынужденного деления ядер под действием нейтронов. Поглощая нейтрон, 235 U переходит в 236 U, который делится на две части, выделяя энергию и испуская несколько нейтронов. Делящийся нейтронами любых энергий, способный к самопроизвольному делению, изотоп 235 U входит в состав природного урана (0,72%), α-излучатель (энергия 4.679 МэВ), Т=7,038⋅10 8 лет, материнские нуклиды 235 Pa, 235 Np и 239 Pu, дочерний - 231 Th. Интенсивность спонтанного деления 235 U 0.16 делений/с⋅кг. При делении одного ядра 235 U выделяется 200 МэВ энергии=3,2⋅10 -11 Дж, т.е. 18 ТДж/моль=77 ТДж/кг. Однако 5% этой энергии уносится виртуально недектируемыми нейтронами. Ядерное сечение тепловыми нейтронами составляет примерно 1000 барн, а быстрыми нейтронами – около 1 барна.

Чистая 60-килограмовая масса 235 U производит всего 9.6 делений/с, делая достаточно простой для изготовления атомной бомбы по пушечной схеме. 238 U создает в 35 раз больше нейтронов на килограмм, так что даже маленький процент этого изотопа поднимает этот показатель в несколько раз. 234 U создает в 22 раза больше нейтронов и имеет похожее с 238 U нежелательное действие. Удельная активность 235 U всего 2.1 микрокюри/г; загрязнение его 0.8% 234 U поднимают ее до 51 микрокюри/г. Критическая масса оружейного урана. (93,5% 235 U) в водных растворах составляет менее 1 кг, для открытого шара – около 50 кг, для шара с отражателем – 15 – 23 кг.

В природном уране только один, относительно редкий, изотоп подходит для изготовления ядра атомной бомбы или поддержания реакции в энергетическом реакторе. Степень обогащения по 235 U в ядерном топливе для АЭС колеблется в пределах 2-4.5%, для оружейного использования - минимум 80%, а более предпочтительно 90%. В США 235 U оружейного качества обогащен до 93.5% (промышленность способна выдать 97.65%). Такой уран используется в реакторах для военно-морского флота.

Замечание . Уран с содержанием 235 U более 85% называется оружейным ураном, с содержанием более 20% и менее 85% - ураном, годным к оружейному применению, поскольку из него можно приготовить «плохую» (неэффективную бомбу). Но из него можно изготовить и «хорошую» бомбу, если применить имплозию, нейтронные отражатели и некоторые дополненные ухищрения. К счастью, реализовать такие ухищрения на практике пока могут только 2-3 страны в мире. Сейчас, бомбы из урана, по-видимому, нигде не производятся (плутоний вытеснил уран из ядерного оружия), но перспективы урана-235 сохраняются благодаря простоте пушечной схемы урановой бомбы и возможности расширенного производства таких бомб при неожиданно возникшей необходимости.

Будучи более легким, 234 U пропорционально обогащается даже ещё в большей степени, чем 235 U во всех процессах разделения природных изотопов урана, основанных на разнице в массах, что представляет определённую проблему при производстве зарядов атомных бомб. Высокообогащенный 235 U обычно содержит 1.5-2.0% 234 U.

Деление 235 U используется в атомном оружии, для производства энергии и для синтеза важных актинидов. Уран природного состава используется в ядерных реакторах для производства нейтронов. Цепная реакция поддерживается благодаря избытку нейтронов, образующихся при делении 235 U, в то же время избыточные нейтроны, невостребованные цепной реакцией, захватываются другим природным изотопом, 238 U, что приводит к получению плутония, также способного делиться под действием нейтронов.

U-236

Встречается в природе в примесных количествах, α-излучатель, Т=2,3415⋅10 7 лет, распадается на 232 Th. Образуется при бомбардировке нейтронами 235 U, затем делится на изотоп бария и изотоп криптона с выделением двух нейтронов, гамма-лучей и высвобождением энергии.

В незначительных количествах входит в состав свежего топлива; накапливается при облучении урана нейтронами в реакторе, и потому используется как «сигнализатор» отработанного уранового ядерного топлива. 236 U образуется как побочный продукт при сепарации изотопов методом газовой диффузии в случае регенерации использованного ядерного горючего. Этот изотоп имеет определённое значение как материал для мишени в ядерных реакторах. При использовании рециклированного (переработанного) урана в атомном реакторе возникает важное отличие по сравнению с использованием природного урана. Выделенный из ОЯТ уран содержит изотоп 236 U (0,5%), который при его использовании в свежем топливе стимулирует наработку изотопа 238 Pu. Это приводит к ухудшению качества энергетического плутония, но может быть положительным фактором в контексте проблемы ядерного нераспространения.

Образующийся в энергетическом реакторе 236 U - нейтронный яд, его присутствие в ядерном топливе приходится компенсировать более высоким уровнем обогащения 235 U.

U-238

Уран-238 (уран I) - делящийся нейтронами высоких энергий (более 1 МэВ), способный к самопроизвольному делению, составляет основу природного урана (99,27%), α-излучатель, Т=4,468⋅10 9 лет, непосредственно распадается на 234 Th, образует ряд генетически связных радионуклидов, и через 18 продуктов превращается в 206 Pb. Постоянная скорость распада ряда даёт возможность использования отношения концентраций материнского нуклида к дочернему в радиометрическом датировании. Период полураспада урана-238 по спонтанному делению точно не установлен, но он очень большой – порядка 10 16 лет, так что вероятность деления по отношению к основному процессу - испусканию альфа-частицы - составляет всего 10 -7 . Один килограмм урана дает всего 10 спонтанных делений в секунду, а за это же время α-частицы излучают 20 миллионов ядер. Материнские нуклиды: 242 Pu(α), 238 Pa(β-) 234 Th, дочерний - 234 Th.

Хотя уран-238 не может быть использован как первичный делящийся материал, из-за высокой энергии нейтронов, необходимых для его деления, он занимает важное место в ядерной отрасли. Имея высокую плотность и атомный вес, 238 U пригоден для изготовления из него оболочек заряда/рефлектора в атомной и водородной бомбах. Тот факт, что он делится быстрыми нейтронами, увеличивает энерговыход заряда: косвенно, размножением отраженных нейтронов или непосредственно при делении ядер оболочки заряда быстрыми нейтронами (при синтезе). Примерно 40% нейтронов, образованных при делении и все нейтроны синтеза обладают достаточными для деления 238 U энергиями. 238 U имеет интенсивность спонтанного деления в 35 раз более высокую, чем 235 U, 5.51 делений/с⋅кг. Это делает невозможным применение его в качестве оболочки заряда/рефлектора в бомбах пушечной схемы, ибо подходящая его масса (200-300 кг) создаст слишком высокий нейтронный фон. Чистый 238 U имеет удельную радиоактивность 0.333 микрокюри/г. Важная область применения этого изотопа урана - производство 239 Pu. Плутоний образуется в ходе нескольких реакций, начинающихся после захвата атомом 238 U нейтрона. Любое реакторное топливо, содержащее природный или частично обогащенный по 235-му изотопу уран, после окончания топливного цикла содержит в себе определенную долю плутония.

Обедненный уран

После извлечения 235 U из природного урана, оставшийся материал носит название «обедненный уран», т.к. он обеднен изотопам 235 U и 234 U. Уменьшенное содержание 234 U (порядка 0,001%) снижает радиоактивность почти вдвое по сравнению с природным ураном, при этом уменьшение содержания 235 U практически не сказывается на радиоактивности обеднённого урана.

В мире практически весь обеднённый уран хранится в виде гексафторида. США располагают 560000 тонн обедненного гексафторида урана (UF6) на трех газодиффузионных обогатительных производствах, в России – сотни тысяч тонн. Обедненный уран в два раза менее радиоактивен, чем природный уран, в основном за счет удаления из него 234 U. Из-за того, что основное использование урана - производство энергии, на атомных реакторах тепловыми нейтронами, обедненный уран бесполезный продукт с низкой экономическое ценностью.

С точки зрения безопасности, общепринято переводить газообразный гексафторид обеднённого урана в оксид урана, который является твердым веществом. Оксид урана либо подлежит захоронению, как вид радиоактивных отходов, либо может быть использован в реакторах на быстрых нейтронах для наработки плутония.

Решение о способе утилизации оксида урана зависит от того, как та или иная страна рассматривает обедненный уран: как радиоактивные отходы, подлежащие захоронению, или как материал, пригодный для дальнейшего использования. Например, в США обедненный уран до недавнего времени рассматривался как сырье для дальнейшего использования. Но с 2005 года такая точка зрения начала меняться и сейчас в США возможно захоронение обедненного оксида урана. Во Франции обедненный уран не рассматривается как радиоактивные отходы, но предполагается к хранению в форме оксида урана. В России руководство Федерального агентства по атомной энергии считает отвальный гексафторид урана ценным материалом, не подлежащим захоронению. Начаты работы по созданию промышленной установки по переводу отвального гексафторида урана в оксид урана. Получаемые оксиды урана предполагается хранить длительное время для дальнейшего их использования в реакторах на быстрых нейтронах или дообогащение его 235 U с последующим сжиганием в тепловых реакторах.

Нахождение путей использования обедненного урана представляет собой большую проблему для обогатительных предприятий. В основном его использование связано с большой плотностью урана и относительно низкой его стоимостью. Две важнейшие сферы использования обедненного урана: в качестве радиационной защиты и как балластной массы в аэрокосмических применениях, таких как рулевые поверхности летательных аппаратов. В каждом самолете Боинг-747 содержится 1500 кг обедненного урана для этих целей. Обедненный уран в значительной степени применяется при бурении нефтяных скважин в виде ударных штанг (при канатном бурении), его вес погружает инструмент в скважины, наполненные буровым раствором. Этот материал применяется в высокоскоростных роторах гироскопов, больших маховиках, как балласт в космических спускаемых аппаратах и гоночных яхтах.

Но самое известное применение урана - в качестве сердечников для бронебойных снарядов. При определенном сплаве с другими металлами и термической обработке (сплавление с 2% Mo или 0.75% Ti, быстрая закалка разогретого до 850° металла в воде или масле, дальнейшее выдерживание при 450° 5 часов) металлический уран становиться тверже и прочнее стали (прочность на разрыв > 1600 МПа). В сочетании с большой плотностью, это делает закаленный уран чрезвычайно эффективным для пробивания брони, аналогичным по эффективности существенно более дорогому монокристаллическому вольфраму. Процесс разрушения брони сопровождается измельчением в пыль основной части урана, проникновением пыли внутрь защищенного объекта и воспламенением его там. 300 тонн обедненного урана остались на поле боя во время Бури в Пустыне (по большей части это остатки снарядов 30-мм пушки GAU-8 штурмовых самолетов A-10, каждый снаряд содержит 272 г уранового сплава). Обедненный уран используется в танковой броне, например, танка M-1 "Абрамс" (США). -4 % по массе (2-4 ppm в зависимости от региона), 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 %. Количество урана в слое литосферы толщиной 20 км оценивают в 1.3⋅10 14 т. Он входит в состав всех пород, слагающих земную кору, а также присутствует в природных водах и живых организмах. Мощных месторождений не образует. Основная масса урана содержится в кислых, с высоким содержанием кремния, породах. Наименьшая концентрация урана имеет место в ультраосновных породах, максимальная – в осадочных породах (фосфоритах и углистых сланцах). В океанах содержится 10 10 т урана. Концентрация урана в почвах варьируется в интервале 0,7 – 11 ppm (15 ppm в сельскохозяйственных почвах, удобряемыми фосфорными удобрениями), в морской воде 0,003 ррm.

В свободном виде уран в земле не встречается. Известно 100 минералов урана с содержанием U более 1%. Примерно в одной трети этих минералов уран четырёхвалентен, в остальных – шестивалентен. 15 из этих урановых минералов являются простыми оксидами или гидроксилами, 20 – комплексными титанатами и ниобатами, 14 – силикатами, 17 – фосфатами, 10 – карбонатами, 6 – сульфатами, 8 – ванадатами, 8 – арсенатами. Неопределённые формы урановых соединений встречаются в некоторых углистых сланцах морского происхождения, лигните и угле, а также в межзёрновых плёнках в изверженных породах. Промышленное значение имеют 15 минералов урана.

Главные урановые минералы в крупных рудных месторождениях представлены оксидами (урановая смолка, уранинит, коффинит), ванадатами (карнотит и тюямунит) и комплексными титанатами (браннерит и давидит). Промышленное значение имеют также титанаты, например, браннерит UTi 2 O 6 , силикаты - коффинит U 1-x (OH) 4x , танталониобаты и гидритированные фосфаты и арсенаты уранила - урановые слюдки. Уран не встречается в природе как самородный элемент. Вследствие того, что уран может находиться в нескольких стадиях окисления, он встречается в весьма разнообразной геологической обстановке.

Применение урана

В развитых странах производство урана в основном направлено на генерацию делящихся нуклидов ( 235 U и 233 U, 239 Pu) - топлива промышленных реакторов, предназначенных для наработки как оружейных нуклидов, так и компонентов ядерного оружия (атомные бомбы и снаряды стратегического и тактического назначения, нейтронные бомбы, триггеры водородных бомб и т.д.). В атомной бомбе концентрация 235 U превышает 75%. В остальных странах мира металлический уран или его соединения используются в качестве ядерного горючего в энергетических и исследовательских ядерных реакторах. Природная или малообогащённая смесь изотопов урана применяется в стационарных реакторах атомных электростанций, продукт высокой степени обогащения – в ядерных силовых установках (источниках тепловой, электрической и механической энергии, излучения или света) или в реакторах, работающих на быстрых нейтронах. В реакторах часто используют металлический уран, легированный и нелегированный. Однако в некоторых типах реакторов применяют горючее в форме твердых соединений (например, UO 2 ), а также водных соединений урана или жидкого сплава урана с другим металлом.

Основное применение урана – производство ядерного топлива для АЭС. Для ядерного реактора с водой под давлением установленной мощностью 1400 МВт требуется в год 225 тонн природного урана для изготовления 50 новых топливных элементов, которые обмениваются на соответствующее число использованных ТВЭЛов. Для загрузки данного реактора необходимо около 130 тонн ЕРР (единица работы разделения) и уровень затрат в 40 млн долл. в год. Концентрация урана-235 в топливе для атомного реактора 2–5%.

По-прежнему определённый интерес урановые руды представляют с точки зрения извлечения из них радия (содержание которого примерно 1 г в 3 т руды) и некоторых других природных радионуклидов. Урановые соединения применяются в стекольной промышленности, для окраски стёкол в красный или зелёный цвет, или придания им красивого зеленовато-жёлтого оттенка. Используют их и в производстве флуоресцентных стёкол: небольшая добавка урана придаёт красивую жёлто-зелёную флуоресценцию стеклу.

До 1980-ых, естественный уран широко применяли дантисты, включая его в состав керамики, что позволяло добиться естественного цвета и вызвать оригинальную флуоресценцию зубных протезов и коронок. (Урановая челюсть делает вашу улыбку ярче!) Оригинальный патент от 1942 рекомендует содержание урана 0.1%. Впоследствии естественный уран заменили обеднённым. Это дало два преимущества – дешевле и менее радиоактивно. Уран также использовался в нитях ламп, и в кожевенной и деревообрабатывающей промышленности в составе красителей. Соли урана применяют в растворах протравы и морения шерсти и кожи. Уранилацетат и уранилформиат используются как поглощающие электроны декорирующие вещества в просвечивающей электронной микроскопии, для увеличения контраста тонких срезов биологических объектов, а также для окрашивания вирусов, клеток и макромолекул.

Уранаты типа Na 2 U 2 O 7 («желтый уранил») нашли применение в качестве пигментов для керамических глазурей и эмалей (окрашивают в цвета жёлтый, зелёный и чёрный, в зависимости от степени окисления). Na 2 U 2 O 7 используется также как жёлтая краска в живописи. Некоторые соединения урана светочувствительны. В начале ХХ века уранилнитрат широко применялся в качестве вирирующего агента для усиления негативов и получения тонированных фотографических отпечатков (окрашивание позитивов в коричневый или бурый цвет). Уранилацетат UO 2 (H 3 COOH) 2 используется в аналитической химии – он образует нерастворимую соль с натрием. Фосфорные удобрения содержат довольно большие количества урана. Металлический уран используется в качестве мишени в рентгеновской трубке, предназначенной для генерации высокоэнергетичного рентгеновского излучения.

Некоторые соли урана используются в качестве катализаторов при химических реакциях, таких, как окисление ароматических углеводородов, обезвоживание растительных масел, и др. Карбид 235 U в сплаве с карбидом ниобия и карбидом циркония применяется в качестве топлива для ядерных реактивных двигателей (рабочее тело - водород + гексан). Сплавы железа и обедненного урана ( 238 U) применяются как мощные магнитострикционные материалы.

В народном хозяйстве обедненный уран используется при изготовлении самолетных противовесов и противорадиационных экранов медицинской радиотерапевтической аппаратуры. Из обедненного урана изготавливают транспортные контейнеры для перевозки радиоактивных грузов и ядерных отходов, а также изделия надежной биологической защиты (например, защитные экраны). С точки зрения поглощения γ-излучения, уран в пять раз эффективнее свинца, что позволяет существенно снизить толщину защитных экранов и уменьшить объём контейнеров, предназначенных для транспортировки радионуклидов. Бетон на основе оксида обеднённого урана используют вместо гравия для создания сухих хранилищ радиоактивных отходов.

Обеднённый уран в два раза менее радиоактивен, чем природный уран, в основном за счёт удаления из него 234 U. Его используют для легирования броневой стали, в частности, для улучшения бронебойных характеристик снарядов. При сплавлении с 2% Mo или 0,75% Ti и термической обработке (быстрая закалка разогретого до 850°C металла в воде или масле, дальнейшее выдерживание при 450° 5 часов) металлический уран становится твёрже и прочнее стали (прочность на разрыв больше 1600 МПа, при том, что у чистого урана она равна 450 МПа). В сочетании с большой плотностью, это делает закалённую урановую болванку чрезвычайно эффективным средством для пробивания брони, аналогичным по эффективности более дорогому вольфраму. Тяжёлый урановый наконечник также изменяет распределение масс в снаряде, улучшая его аэродинамическую устойчивость. При попадании в броню такой снаряд (например, сплав урана с титаном) не ломается, а как бы самозатачивается, чем и достигается большая пробиваемость. Процесс разрушения брони сопровождается измельчением в пыль урановой болванки и воспламенением её на воздухе внутри танка. Обеднённый уран используется в современной танковой броне.

Добавление небольших количеств урана к стали увеличивает её твёрдость, не сообщая ей хрупкости и повышая её кислотоустойчивость. Особенно кислотоустойчивым, даже по отношению к царской водке, является сплав урана с никелем (66% урана и 33% никеля) с точкой плавления 1200 о . Обеднённый уран используется и как балластная масса в аэрокосмических применениях, таких как рулевые поверхности летательных аппаратов. Этот материал применяется в высокоскоростных роторах гироскопов, больших маховиках, как балласт в космических спускаемых аппаратах и гоночных яхтах, при бурении нефтяных скважин.

Как уже упоминалось, в наше время урановые атомные бомбы не изготавливаются. Однако в современных плутониевых бомбах 238 U (в том числе – обеднённый уран) всё же применяется. Он составляет оболочку заряда, отражая нейтроны и добавляя инерцию в сжатие плутониевого заряда в имплозивной схеме подрыва. Это существенно повышает эффективность оружия и уменьшает критическую массу (т.е. уменьшает количество плутония, необходимого для создания цепной реакции деления). Применяют обеднённый уран и в водородных бомбах, запаковывая им термоядерный заряд, направляя сильнейший поток сверхбыстрых нейтронов на деление ядер и увеличивая тем самым энергетический выход оружия. Такая бомба называется оружием деление-синтез-деление в честь трёх стадий взрыва. Большая часть энергетического выхода при взрыве подобного оружия приходится как раз на деление 238 U, производящее значительное количество радиоактивных продуктов. Например, 77% энергии при взрыве водородной бомбы в испытании Ivy Mike (1952) мощностью 10,4 мегатонн пришлось именно на процессы деления в урановой оболочке. Поскольку обеднённый уран не имеет критической массы, его можно добавлять в бомбу в неограниченных количествах. В советской водородной бомбе (Царь Бомба – Кузькина мать), взорванной на Новой Земле в 1961 мощностью «только» 50 мегатонн 90% выхода пришлось на реакцию термоядерного синтеза, поскольку оболочку из 238 U на конечной стадии взрыва заменили на свинец. Если бы оболочку изготовили (как и собирались в начале) из 238 U, то мощность взрыва превыcила 100 мегатонн и выпадения радиоактивных осадков составило 1/3 от суммы всех мировых испытаний ядерного оружия.

Природные изотопы урана нашли применение в геохронологии для измерения абсолютного возраста горных пород и минералов. Еще в 1904 Эрнест Резерфорд обратил внимание на то, что возраст Земли и древнейших минералов – величина того же порядка, что и период полураспада урана. Тогда же он предложил по количеству гелия и урана, содержащихся в плотной породе, определять её возраст. Но вскоре выяснились недостаток метода: крайне подвижные атомы гелия легко диффундируют даже в плотных породах. Они проникают в окружающие минералы, а вблизи материнских урановых ядер остается значительно меньше гелия, чем следует по законам радиоактивного распада. Поэтому возраст пород вычисляют по соотношению урана и радиогенного свинца – конечного продукта распада урановых ядер. Возраст некоторых объектов, например, слюд, определить ещё проще: возраст материала пропорционален числу распавшихся в нём атомов урана, которое определяется числом следов – треков, оставляемых осколками в веществе. По отношению концентрации урана к концентрации треков можно вычислить возраст любого древнего сокровища (вазы, украшения и т.п.). В геологии даже изобрели специальный термин «урановые часы». Урановые часы – весьма универсальный инструмент. Изотопы урана содержатся во многих породах. Концентрация урана в земной коре в среднем равна трем частям на миллион. Этого достаточно, чтобы измерить соотношение урана и свинца, а затем по формулам радиоактивного распада рассчитать время, прошедшее с момента кристаллизации минерала. Урано-свинцовым способом удалось измерить возраст древнейших минералов, а по возрасту метеоритов определили дату рождения планеты Земля. Известен и возраст лунного грунта. Самые молодые куски лунного грунта старее древнейших земных минералов.

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.

Уран
Уран, элемент с порядковым номером 92, самый тяжелый из встречающихся в природе. Использовался он еще в начале нашей эры, осколки керамики с желтой глазурью (содержащие более 1% оксида урана) находились среди развалин Помпеи и Геркуланума.
Уран был открыт в 1789 году в урановой смолке немецким химиком Мартоном Генрихом Клапротом, назвавшего его в честь планеты уран, открытой в 1781. Впервые получил металлический уран французский химик Юджин Пелиго в 1841, восстановив безводный тетрахлорид урана калием. В 1896 году Антуан-Анри Беккерель открывает явление радиоактивности урана случайным засвечиванием фотопластинок ионизирующим излучением от оказавшегося поблизости кусочка соли урана.

Химические и физические свойства
Уран очень тяжелый, серебристо-белый глянцеватый металл. В чистом виде он немного мягче стали, ковкий, гибкий, обладает небольшими парамагнитными свойствами. Уран имеет три аллотропные формы: альфа (призматическая, стабильна до 667.7 °C), бета (четырехугольная, стабильна от 667.7 до 774.8 °C), гамма (с объемно центрированной кубической структурой, существующей от 774.8 °C до точки плавления), в которых уран наиболее податлив и удобен для обработки. Альфа-фаза - очень примечательный тип призматической структуры, состоящей из волнистых слоев атомов в чрезвычайно асимметричной призматической решетке. Такая анизотропная структура затрудняет сплав урана с другими металлами. Только молибден и ниобий могут создавать с ураном твердофазные сплавы. Правда, металлический уран может вступать во взаимодействие со многими сплавами, образуя интерметаллические соеденинения.

Основные физические свойства урана:
температура плавления 1132.2 °C (+/- 0.8);
температура кипения 3818 °C;
плотность 18.95 (в альфа-фазе);
удельная теплоемкость 6.65 кал/моль/°C (25 C);
прочность на разрыв 450 МПа.

Химически уран очень активный металл. Быстро окисляясь на воздухе, он покрывается радужной пленкой оксида. Мелкий порошок урана самовоспламеняется на воздухе, он зажигается при температуре 150-175 °C, образуя U 3 O 8 . При 1000 °C уран соединяется с азотом, образуя желтый нитрид урана. Вода способна разъедать металл, медленно при низкой температуре, и быстро при высокой. Уран растворяется в соляной, азотной и других кислотах, образуя четырехвалентные соли, зато не взаимодействует с 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.
Уран имеет четыре степени окисления - III-VI. Шестивалентные соединения включают в себя триокись уранила UO 3 и уранилхлорид урана UO 2 Cl 2 . Тетрахлорид урана UCl 4 и диоксид урана UO 2 - примеры четырехвалентного урана. Вещества, содержащие четырехвалентный уран обычно нестабильны и обращаются в шестивалентные при длительном пребывании на воздухе. Ураниловые соли, такие как уранилхлорид распадаются в присутствии яркого света или органики.

Изотопы урана
Уран имеет 14 изотопов, при этом только три из них встречаются в природе. Примерный изотопный состав природного урана следующий:

Хотя содержание изотопа U-235 в общем постоянно, могут иметься некоторые колебания его количества, в следствии обеднения руды из-за реакций деления, имевших место, когда концентрация U-235 была много выше, чем сегодня. Самый известный такой природный "реактор", возрастом 1.9 миллиарда лет, обнаружен в 1972 году в шахте Окло в Габоне. Когда этот реактор действовал, в природном уране содержалось 3% U-235, столько же, сколько и в современном топливе для атомных электростанций. Теперь ядро шахты выгорело и обеднено, содержит лишь 0.44% U-235. Естественные реакторы в Окло и несколько еще, открытых поблизости, являются единственными в своем роде до сих пор.
Содержание U-234 в руде очень незначительно. В отличие от U-235 и U-238, из-за своей короткой жизни, все количество этого изотопа образуется вследствии распада атомов U-238:
U 238 -> (4.51 миллиарда лет, альфа-распад) -> Th 234
Th 234 -> (24.1 дней, бета-распад) -> Pa 234
Pa 234 -> (6.75 часов, бета-распад) -> U 234
Обычно U-234 существует в равновесии с U-238, распадаясь и образуясь с одинаковой скоростью. Однако распадающиеся атомы U-238 существуют некоторое время в виде тория и протактиния, поэтому могут химически или физически отделиться от руды (выщелачиваться подземными водами). Поскольку U-234 обладает относительно коротким временем полураспада, весь этот изотоп, находящийся в руде, образовался в последние несколько миллионов лет. Примерно половину радиоактивности природного урана составляет вклад U-234.
U-236 обладает периодом полураспада 23.9 миллиона лет и не встречается в природе в значительных количествах. Он накапливается, если уран облучается нейтронами в реакторах, и потому используется как "сигнализатор" отработанного уранового ядерного топлива.

Удельная радиоактивность природного урана 0.67 микрокюри/г (разделяется практически пополам между U-234 и U-238, U-235 вносит маленький вклад). Природный уран достаточно радиоактивен для засвечивания фотопластинки за время около часа.

U-235.
В природном уране только один, относительно редкий, изотоп подходит для изготовления ядра атомной бомбы или поддержания реакции в энергетическом реакторе. Степень обогащения по U-235 в ядерном топливе для АЭС колеблется в пределах 2-4.5%, для оружейного использования - минимум 80%, а более предпочтительно 90%. В США уран-235 оружейного качества обогащен до 93.5%, промышленность способна выдавать 97.65% - уран такого качества используется в реакторах для военно-морского флота.
В 1998 году изотопное отделение Ок-Риджской Национальной лаборатории (ORNL) поставляло 93% U-235 по цене 53$/г.
Будучи еще более легким, U-234 пропорционально обогащается даже еще в большей степени, чем U-235 во всех процессах разделения, основанных на разнице в массах. Высокообогащенный U-235 обычно содержит 1.5-2.0% U-234.
Интенсивность спонтанного деления U-235 0.16 делений/с*кг. Чистая 60-килограмовая масса U-235 производит всего 9.6 делений/с, делая достаточно простой для изготовления пушечную схему. U-238 создает в 35 раз больше нейтронов на килограмм, так что даже маленький процент этого изотопа поднимает этот показатель в несколько раз. U-234 создает в 22 раза больше нейтронов и имеет похожее с U-238 нежелательное действие.
Удельная активность U-235 всего 2.1 микрокюри/г; загрязнение его 0.8% U-234 поднимают ее до 51 микрокюри/г.

U-238.
Хотя уран-238 не может быть использован как первичный делящийся материал, из-за высокой энергии нейтронов, необходимых для его деления, он занимает важное место в ядерной отрасли.
Имея высокую плотность и атомный вес, U-238 пригоден для изготовления из него оболочек заряда/рефлектора в устройствах синтеза и деления. Тот факт, что он делится быстрыми нейтронами, увеличивает энерговыход заряда: косвенно, размножением отраженных нейтронов; непосредственно при делении ядер оболочки быстрыми нейтронами (при синтезе). Примерно 40% нейтронов, образованных при делении и все нейтроны синтеза обладают достаточными для деления U-238 энергиями.
U-238 имеет интенсивность спонтанного деления в 35 раз более высокую, чем U-235, 5.51 делений/с*кг. Это делает невозможным применение его в качестве оболочки заряда/рефлектора в пушечных бомбах, ибо подходящая его масса (200-300 кг) создаст слишком высокий нейтронный фон.
Чистый U-238 имеет удельную радиоактивность 0.333 микрокюри/г.
Важная область применения этого изотопа урана - производство плутония-239. Плутоний образуется в ходе нескольких реакций, начинающихся после захвата атомом U-238 нейтрона. Любое реакторное топливо, содержащее природный или частично обогащенный по 235-му изотопу уран, после окончания топливного цикла содержит в себе определенную долю плутония.

U-233 и U-232.
Этот изотоп урана с периодом полураспада 162 000 лет не встречается в природе. Его можно получить из тория-232, облучением нейтронами, наподобии производства плутония:
Th 232 + n -> Th 233
Th 233 -> (22.2 м, бета-распад) -> Pa 233
Pa 233 -> (27.0 дней, бета-распад) -> U 233
Наряду с этой, может протекать двухстадийная побочная реакция, венчающаяся образованием U-232:
Th 232 + n -> T 231 + 2n
Th 231 -> (25.5 ч, бета-распад) -> Pa 231
Pa 231 + n -> Pa 232
Pa 232 -> (1.31 дней, бета-распад) -> U 232
Наработка урана-232 в ходе этой реакции зависит от присутствия в значительных количествах быстрых (нетепловых) нейтронов, ибо сечение первой реакции этого цикла слишком мало для тепловых скоростей. Если в исходном веществе находится Th-230, то образование U-232 дополняется реакцией:
Th 230 + n -> Th 231
и далее как указано выше.
Наличие U-232 очень важно из-за последовательности распада:
U 232 -> (76 лет, альфа-распад) -> Th 228
Th 228 -> (1.913 лет, альфа-распад) -> Ra 224
Ra 224 -> (3.64 дней, альфа- и гамма-распад) -> Rn 220
Rn 220 -> (55.6 с, альфа-распад) -> Po 216
Po 216 -> (0.155 с, альфа-распад) -> Pb 212
P -212 -> (10.64 ч, бета- и гамма-распад) -> Bi 212
Bi 212 -> (60.6 мин, бета- и гамма-распад) -> Po 212
альфа- и гамма-распад) -> Tl 208
Po 212 -> (3x10 -7 с, альфа-распад) -> Pb 208 (стабилен)
Tl 208 -> (3.06 мин, бета- и гамма-распад) -> Pb 208
Большое количество энергичных гамма-лучей выделяется с началом быстрой последовательности распада Ra-224. Около 85% всей общей энергии образуется при распаде последнего члена последовательности - тантала-208 - энергия гамма-лучей до 2.6 МэВ.
Накопление U-232 неизбежно при производстве U-233. Это аналогично накоплению помимо Pu-239 других изотопов плутония, только в гораздо меньшей степени. Первая реакция цикла требует нейтронов с энергией не менее 6 МэВ. Такими энергиями обладает очень небольшое количество нейтронов деления и если зона воспроизводства тория находится в такой части реактора, где она облучается умеренно быстрыми нейтронами (~ 500 кэВ) эта реакция может быть практически исключена. Вторая реакция (с Th-230) превосходно идет и с тепловыми нейтронами. Отсюда снижение образования U-232 требует загрузки тория с минимальной концентрацией Th-230.
Вышеописанные меры предосторожности ведут к содержанию в оружейном U-233 U-232 в количестве 5 частей на миллион (0.0005%).
В коммерческом ядерном топливном цикле сосредоточение U-232 не представляет собой большого недостатка, даже желательно, поскольку это снижает возможность распространения урана для оружейных целей. Для экономии топлива, после его переработки и повторного использования уровень U-232 достигает 0.1-0.2%. В специально спроектированных системах этот изотоп накапливается в концентрациях 0.5-1%.
В течении первых пары лет после производства U-233, содержащего U-232, Th-228 сохраняется на постоянном уровне, находясь в равновесии с собственным распадом. В этом периоде фоновое значение гамма-излучения устанавливается и стабилизируется. Таким образом, первые несколько лет произведенная масса U-233 может испускать значительное гамма-излучение. Десятикилограммовая сфера U-233 оружейной чистоты (5 миллионных долей U-232) создает фон 11 миллибэр/час на расстоянии 1 м спустя 1 месяц после производства, 110 миллибэр/ч через год, 200 миллибэр/ч через 2 года. Обычная камера с перчатками, используемая для сборки ядер бомб, быстро создает трудности с безопасностью для сотрудников. Ежегодная предельная доза в 5 бэр превышается уже через 25 часов работы с таким материалом. Даже свежий U-233 (1 месяц со дня изготовления) ограничивает время сборки десятью часами в неделю.
В полностью собранном оружии уровень радиации может снижаться поглощением корпусом заряда. В современных облегченных устройствах снижение не превышает 10 раз, создавая проблемы с безопасностью. В более тяжеловесных зарядах поглощение много более сильное - в 100 - 1000 раз. Рефлектор из бериллия увеличивает уровень нейтронного фона:
Be 9 + гамма-квант -> Be 8 + нейтрон
Гамма-лучи U-232 образуют характерную сигнатуру, их можно обнаружить и отследить передвижения и наличие атомного заряда.
Производимый по ториевому циклу специально денатурировонный U-233 (0.5 - 1.0% U-232), создает еще большую опасность. Такая же 10-килограмовая сфера, как описанная выше, только изготовленная из такого материала, на расстоянии 1 м через 1 месяц создает фон 11 бэр/час, 110 бэр/ч через год и 200 бэр/ч через 2 года. Обработка и изготовление такого урана идет только в специальных боксах, с применением механических манипуляторов (они используются при создании тепловыделяющих сборок для атомных станций). Если попытаться произвести атомную бомбу из этого вещества, даже при сокращении излучения в 1000 раз, непосредственный контакт с таким изделием ограничивается 25 часами в год. Таким образом, наличие заметной доли U-232 в делящемся веществе делает его крайне неудобным для военного применения.
Короткий период полураспада у U-232 делает его очень активным источником альфа-частиц. U-233 с 1% U-232 имеет в три раза более сильную альфа-радиоактивность, чем оружейный плутоний и, соответственно, большую радиотоксичность. Эта альфа-активность вызывает рождение нейтронов в легких элементах заряда, представляя даже более серьезную проблему, чем реакция бериллия с гамма-квантами. Для минимизации этой проблемы присутствие таких элементов как бериллий, бор, фтор, литий должно быть как можно меньшим. Наличие нейтронного фона совершенно не влияет на имплозионные системы, так как он все равно меньше, чем у плутония. Для пушечных проектов требуемый уровень чистоты по легким материалам - одна часть к миллиону. Хотя такая очистка урана нетривиальная задача, она не выходит за рамки стандартных химических методов очистки. Это демонстрируют хотя бы возможности электронной промышленности по изготовлению кремния даже более высокой чистоты.
U-233 имеет интенсивность спонтанного деления 0.47 делений/с*кг. U-233 имеет интенсивность спонтанного деления 720 делений/с*кг. Удельная радиоактивность U-233 9.636 милликюри/г, давая альфа-активность (и радиотоксичность) примерно 15% от плутония. Всего 1% U-232 увеличивает радиоактивность до 212 милликюри/г.
Несмотря на недостаток в виде сильной гамма- и нейтронной радиоактивности, U-233 - прекрасный делящийся материал для ядра атомной бомбы. Он обладает меньшей критической массой, чем U-235 и его ядерные характеристики сходны с плутонием. США производили испытания зарядов на основе U-233 в операции Teapot в 1957 году. Индия придает большое значение U-233 как части исследования и производства оружия и официально включила производство изотопа в свою ядерную программу.

Обедненный уран.
После извлечения U-235 из природного урана, оставшийся материал носит название "обедненный уран", т.к. он обеднен 235-ым изотопом. В США хранится около 560 000 тонн обедненного гексафторида урана (UF 6) на трех газодиффузионных обогатительных производствах минэнергетики США: в г. Падьюка (Paducah), штат Кентукки; в г. Портсмут (Portsmouth), Огайо; и в Ок-Ридже (Oak Ridge), Теннесси.
Обедненный уран в два раза менее радиоактивен, чем природный уран, в основном за счет удаления из него U-234. Из-за того, что основное использование урана - производство энергии, обедненный уран бесполезный продукт с низкой экономическое ценностью. Нахождение путей использования обедненного урана представляет собой большую проблему для обогатительных предприятий.
В основном его использование связано с большой плотностью урана и относительно низкой его стоимостью. Две важнейшие сферы использования обедненного урана: использование его для радиационной защиты (как это не странно) и как балластная масса в аэрокосмических применениях, таких как рулевые поверхности летательных аппаратов. В каждом самолете Боинг-747 содержится 1500 кг обедненного урана для этих целей. Обедненный уран в значительной степени применяется при бурении нефтяных скважин в виде ударных штанг (при канатном бурении), его вес погружает инструмент в скважины, наполненые буровым раствором. Еще этот материал применяется в высокоскоростных роторах гироскопов, больших маховиках, как балласт в космических спускаемых аппаратах и гоночных яхтах.
Но самое известное применение урана - в качестве сердечников для американских бронебойных снарядов. При определенном сплаве с другими металлами и термической обработке (сплавление с 2% Mo или 0.75% Ti, быстрая закалка разогретого до 850 °С металла в воде или масле, дальнейшее выдерживание при 450 °С 5 часов) металлический уран становиться тверже и прочнее стали (прочность на разрыв > 1600 МПа). В сочитании с большой плотностью, это делает закаленный уран чрезвычайно эффективным для пробивания брони, аналогичным по эффективности много более дорогому монокристаллическому вольфраму. Процесс разрушения брони сопровождается измельчением в пыль большинства урана, проникновением пыли внутрь защищенного объекта и воспламенением ее на воздухе с другой стороны. Около 300 тонн обедненного урана остались на поле боя во время Бури в Пустыне (по большей части это остатки снарядов 30-мм пушки GAU-8 штурмовых самолетов A-10, каждый снаряд содержит 272 г уранового сплава).
Обедненный уран используется в современной танковой броне, например, танка M-1 "Абрамс".

Захват нейтронов U-235 и U-238

Обогащение урана
Во время Манхэттенского проекта природный уран получил название "tuballoy" (сокращенно "Tu") из-за подразделения проекта "Tube Alloy Division", это название все еще иногда встречается в отношении природного или обедненного урана. Кодовое имя высокообогащенного урана (особенно оружейного обогащения) - "oralloy" (сокращенно "Oy"). Названия "Q-metal", "depletalloy", и "D-38" относятся только к обедненному урану.
Практически важное соединение урана - гексафторид урана UF 6 . Это единственное стабильное и легколетучее соединение урана, использующееся при разделении его изотопов - газовой диффузии и центрифугировании. В этом аспекте его применения важно и то, что фтор имеет всего один изотоп (это не вносит дополнительной усложняющей разницы в массах) и то, что UF 6 - стехиометрическое соединение (состоящее в точности из 6 атомов фтора и 1 атома урана). При комнатной температуре оно представляет собой бесцветные кристаллы, а при нагреве до 56 °С сублимируется (испаряется без перехода в жидкую фазу). Его температура плавления 64 °C, плотность - 4.87 твердая и 3.86 жидкая фазы. Это фтористое вещество разъедает большинство металлов и оксидов, кроме алюминия (вследствии наличия тонкой пленки окисла) и никеля (благодаря образованию пленки фторида никеля). Большая часть оборудования для работы с гексафторидом урана сделана из алюминия либо покрыта слоем никеля.
Среди других соединений стоит отметить и гидрид урана UH 3 . Он изучался в Лос-Аламосе еще в рамках Манхэттенского проекта как материал для атомной бомбы. По теории, присутствующие атомы водорода должны замедлять нейтроны до таких скоростей, при которых сечение поглощения их атомами U-235 было бы гораздо больше. Хотя это могло бы сделать бомбу менее эффективной, оставалось надежда на сокращение требуемой массы урана. Уже послевоенные исследования показали неожиданно низкую плотность гидрида (всего 8) и маленькое реальное сечение захвата, сделавшие эту схему неработоспособной. Испытания в 1953 году в операции Upshot-Knothole имплозионных бомб с ядрами из UH 3 подтвердили это, произведя очень незначительные "хлопки".

До второй мировой войны уран считался редким металлом. Сейчас известно, уран более распространен, чем ртуть или серебро и содержится в промышленных рудах примерно в таких же концентрациях, как мышьяк или молибден. Его средняя концентрация в земной коре примерно 2 части к 1 миллиону, занимает 48 место по содержанию в кристаллических породах. В литосфере уран более распространен, чем такие недорогие вещества как цинк и бор, встречающиеся в концентрациях 4 г/т. Содержание урана в гранитных породах вполне достаточное, чтобы радиоактивный газ радон, продукт распада, представлял серьезную биологическую опасность в местах выхода гранита на поверхность. Уран обнаружен и в морской воде, в концентрации 150 мкг/м 3 .
Уран входит в достаточной концентрации в 150 различных минералов, и в небольшом количестве - еще в 50. Первоначально его нашли в магматических гидротермальных жилах и пегматитах, включая уранинит и смоляную обманку. В этих рудах уран содержится в виде диоксида, который, в зависимости от степени окисления, имеет средний состав от UO 2 до UO 2.67 . Еще руды, имеющие экономическое значение: аутанит, гидраткальциевый уранильный фосфат; тобернит, гидратмедный уранильный фосфат; коффинит, гидратированный силикат урана; карнотит, гидраткалиевый уранильный ванадат. Урановые руды имеются по всему миру. Запасы и коммерческие сделки выражаются в эквивалентных массах U 3 O 8 . Один килограмм U 3 O 8 стоит в среднем около 40$.
Месторождения смоляной обманки, самой богатой ураном руды, располагаются главным образом в Канаде, Конго и США. Большинство из добывающегося в США урана вырабатывается из получаемого в штатах Юта, Колорадо, Нью-Мексико, Аризона, Вайоминг карнотита. Минерал, названный коффинит, открытый в 1955 году в Колорадо, очень богатая руда - содержание урана ~61%. Впоследствии коффинит нашли в Вайоминге и Аризоне. В 1990 году производство уранового концентрата в США составило 3417 тонн.

Урановые руды содержат обычно небольшое количество ураносодержащего минерала, так что необходимы предварительное извлечение и обогащение. Физическое разделение (гравитация, флотация, электростатика) неприменимо для урана, в дело идут методы гидрометаллургии - выщелачивание - обычный первый шаг обработки руды.
В классическом способе кислотного выщелачивания руда первоначально измельчается и обжигается для обезвоживания, удаляются углеродсодержащие фракции, сульфатируется, восстановители, которые могут быть препятствием для выщелачивания окисляются. Затем смесь обрабатывается серной и азотной кислотами. Уран переходит в сульфат уранила, радий и другие металлы в урановой смолке оседают в виде сульфатов. С добавлением едкого натра уран осаждается в виде диураната натрия Na 2 U 2 O 7 .6H 2 O.
Классические методы извлечения урана из руды в настоящее время пополнены такими процедурами как экстракция растворителями, ионным обменом, выпариванием.
Во время экстракции растворителями урановая руда удаляется из щелока от выщелачивания подкисленной породы при помощи смеси растворителей, например р-ра трибутилфосфата в керосине. В современных промышленных методах в качестве растворителей фигурируют алкил-фосфорные кислоты (например, ди(2-этилгексил)-фосфорная кислота) и вторичные и третичные алкиламины.
Как общее правило, экстракция растворителями предпочитается ионообменным методам при содержании урана в растворе после кислотного выщелачивания более 1 грамма на литр. Однако оно неприменимо для восстановления урана из карбонатных растворов.
Уран, удовлетворяющий условиям оружейной чистоты, обычно получают из диураната натрия через прохождение дополнительной очистки, используя трибутилфосфатный очистительный процесс. Первоначально, Na 2 U 2 O 7 .6H 2 O растворяют в азотной кислоте для подготовки сырьевого раствора. Из него избирательно удаляется уран при разбавлении раствора трибутилфосфатом с керосином или иной подходящей углеводородной смесью. Наконец, уран переходит из трибутилфосфата в подкисленную воду для выделения высокоочищенного уранильного нитрата. Нитрат кальцинируется в UO 3 , который восстанавливается в водородной атмосфере до UO 2 . UO 2 конвертируется в UF 4 в безводном фтористом водороде (HF).
Металлический уран получают восстановлением урановых галлогенидов (обычно тетрафторида урана) магнием в экзотермической реакции в "бомбе" - герметичном контейнере, обычно стальном, общая методика известна как "термитный процесс". Производство металлического урана восстановлением магнием тетрафторида иногда называют способом Амеса (Ames), в честь университета Айовы, Амеса, где химик Ф. Х. Спеддинг (F.H. Spedding) и его группа разработали этот процесс в 1942 году.
Реакции в "бомбе" протекают при температурах, превышающих 1300 °C. Прочный стальной корпус необходим, чтобы выдержать высокое давление внутри него. "Бомба" заряжается гранулами UF 4 и в избытке засыпается тонко диспергированным магнием и нагревается до 500-700 °C, с этого момента начинается саморазогревающаяся реакция. Теплоты реакции достаточно для расплавления начинки "бомбы", состоящей из металлического урана и шлака - фторида магния MF 2 . Этот самый шлак отделяется и всплывет вверх. Когда "бомба" охлаждается, получается слиток металлического урана, который, несмотря на содержание в нем водорода, самый качественный из коммерчески доступных и хорошо подходит для топлива АЭС.
Металл получается и при восстановлении оксидов урана кальцием, алюминием или углеродом при высоких температурах; или электролизом KUF 5 или UF 4 , растворенных в расплаве CaCl 2 и NaCl. Уран высокой чистоты можно получить термическим разложением галлогенидов урана на поверхности тонкой нити.

При завершении процесса обогащения урана, обычно в отходах остается 0.25-0.4% U-235, так как извлекать этот изотоп до конца экономически невыгодно (дешевле закупать большее количество сырья). В США остаточное содержание U-235 в сырье после производства возросло с 0.2531% в 1963 до 0.30% в 70-х, по причине снижения стоимости природного урана.

Разделительная способность обогатительного завода измеряется в массе переработанного вещества (МПП) за единицу времени, например МПП-кг/год или МПП-тонн/год. Выход обогащенного продукта с предприятия заданной мощности так же зависит от концентрации нужного изотопа во входной породе, выходных отходах и конечном продукте. Исходное содержание полезного изотопа обычно зафиксировано природным его содержанием. Зато два остальных параметра могут меняться. Если уменьшить степень извлечения изотопа из исходного вещества, можно увеличить скорость его выхода, но платой за это будет увеличение требуемой массы сырья. Это подчиняется отношению:

где P - выход продукта, U - разделительная способность, N P , N F , N W - молярные концентрации изотопа в конечном продукте, сырье и отходах. V(N P), V(N W), V(N F) разделительные потенциальные функции для каждой концентрации. Они определяются как:

Принимая остаточную концентрацию в 0.25%, завод с производительностью 3100 МПП-кг/год произведет 15 кг 90% U-235 ежегодно из натурального урана. Если взять в качестве сырья трехпроцентный U-235 (топливо для АЭС) и концентрацию 0.7% в отходах производства, тогда достаточно мощности 886 МПП-кг/год для того же выхода.

Методы разделения. Для разделения урана в то или иное время использовались(ются) следующие технологии:

Электромагнитное разделение

Газовая диффузия

Жидкостная термодиффузия

Газовое центрифугирование

Аэродинамическая сепарация
Дополнительного внимания заслуживают следующие, пока промышленно неприменяемые методы:

Испарение с использованием лазера

Химическое разделение

Подробно эти методы обсуждаются в статье "Методы разделения изотопов" , здесь же приводятся заметки именно относительно урана.

Электромагнитное разделение.
Это была исторически первая техника, способная к производству оружейного урана. Она использовалась в электромагнитном сепараторе Y-12 в Ок-Ридже во время второй мировой войны. Двух этапов разделения достаточно для обогащения урана до 80-90%. Два остальных метода, доступных в то время - газовая диффузия, жидкостная термодиффузия - применялись для начального обогащения урана и увеличения выхода электромагнитного сепаратора по отношению к сырью из природного урана. Весь использованный в хиросимской бомбе уран произведен по этой технологии.
В связи с высокими накладными расходами Y-12 был закрыт в 1946 году. В более позднее время только Ирак пытался промышленно использовать этот метод в своей атомной программе.

Газовая диффузия.
Первая практически применяемая в промышленных масштабах технология. Несмотря на требование наличия для сильного обогащения тысяч ступеней, по затратам это более выгодный метод, чем электромагнитное разделение. Газодиффузионные предприятия по обогащению U-235 огромны и имеют большую производственную мощность.
Главная трудность - создание надежных газодиффузионных барьеров, способных противостоять коррозийному действию UF 6 . Есть два основных типа таких барьеров: тонкие пористые мембраны и барьеры, собранные из отдельных трубочек. Мембраны представляют собой пленки с образованными травлением порами. Например, азотная кислота протравливает сплав 40/60 Au/Ag (Ag/Zn); либо электролитическим травлением алюминиевой фольги можно получить хрупкую алюминиевую мембрану. Составные барьеры собираются из маленьких дискретных элементов, упакованных в относительно толстую пористую перегородку.
Технология изготовления диффузионных барьеров продолжает оставаться засекреченной во всех странах, разработавших ее.
Построенное во время второй мировой войны производство K-25 в Ок-Ридже состояло из 3024 ступеней обогащения и продолжало функционировать до конца 1970-х. Разработка подходящего материала для барьеров оказалась сложным делом, что вызвало некоторую задержку с вводом в строй предприятия после войны, хотя даже частично законченный завод внес вклад в накопление U-235 для "Малыша" (Little Boy). В то время барьеры изготавливались из спеченного никелевого порошка, попытки создать многообещающие мембраны из электролитически вытравленного алюминия провалились. K-25 изначально содержал 162 000 м 2 мембранной поверхности. Это предприятие, с расширениями, произвело большую часть всего урана для армии США в шестидесятых. С усовершенствованием газодиффузионных барьеров производительность завода возросла в 23 раза.
Диффузионное производство потребляет гораздо меньше электроэнергии по сравнению с электромагнитным, но ее расход все равно остается достаточно большим. В 1981 году, после модернизации, оно имело удельную потребляемую мощность на уровне 2370 кВт-ч/МПП-кг.
Несмотря на то, что уран низкого обогащения - ценное сырье для производства высокообогащенного урана, газодиффузионные установки низкого обогащения невозможно легко переделать для производства урана высокого обогащения. Высокое обогащение требует много меньших по размеру ступеней, из-за резкого снижения коэффициента обогащения и проблем с критичностью (накопление критической массы урана) у больших по размеру блоков.
Огромные размеры обогатительной системы ведут к длительному времени заполнения ее материалом (обогащаемым веществом), до начала выхода продукта. Обычно это время установления равновесия составляет 1-3 месяца.
Технология газовой диффузии широко использовалась во множестве стран, даже Аргентина создала действующее обогатительное предприятие для своей тайной оружейной программы (в настоящее время прекращенной). В 1979 году более 98% всего урана производилось с использованием этого процесса. К середине 1980-х эта доля сократилась до 95% с освоением метода центрифугирования.

Жидкостная термодиффузия.
Жидкостная термодиффузия оказалась первой технологией, на которой были получены существенные количества низкообогащенного урана. Она применялась в США во время Манхэттенского проекта для увеличения КПД сепаратора Y-12. Это самый простой из всех методов разделения, но предельная степень обогащения по U-235 всего ~1% (завод S-50 в Ок-Ридже производил 0.85-0.89% урана-235 в конечном продукте). Кроме того, для термодиффузии нужны огромные количества тепла.

Газовое центрифугирование.
Доминирующий способ разделения изотопов для новых производств, хотя уже существующие мощности - по большей части газодиффузионные. Каждая центрифуга обеспечивает гораздо больший коэффициент разделения, чем одна газовая ступень. Требуется много меньше ступеней, всего около тысячи, правда стоимость каждой центрифуги гораздо выше.
Газовое центрифугирование требует ~1/10 часть энергии, требующейся газовой диффузии (его энергопотребление 100-250 кВт-ч/МПП-кг) и обеспечивает более легкое наращивание масштаба производства.
Из развивающихся ядерных стран этой достаточно сложной технологией владеют Пакистан и Индия.

Аэродинамическая сепарация.
Аэродинамическое разделение разработано в ЮАР (процесс UCOR, использующий вихревые трубки с давлением 6 бар) и Германии (используются искривленные сопла, работающие с давлением 0.25-0.5 бар).
Единственная страна, применявшая этот метод на практике - ЮАР, где было произведено 400 кг оружейного урана на предприятии в Валиндабе, закрытом в конце восьмидесятых. Коэффициент разделения ~1.015, энергозатраты ~3300 кВт-ч/МПП-кг.

Испарение с использованием лазера.
AVLIS (atomic vapor laser isotope separation). Технология так и не была воплощена в производстве, разрабатывалась в США в течении 1970-80-х гг. и отмерла вследствии общего переизбытка разделяющих мощностей и сокращении арсенала.

Химическое разделение.
Химическое разделение урана разрабатывалось в Японии и Франции, но, как и AVLIS, никогда не использовалось. Французкий метод Chemex использует противоток в высокой колонне двух несмешиваемых жидкостей, каждая содержащая растворенный уран. Японский метод Asahi использует реакцию обмена между водным раствором и мелкоизмельченной смолой, через которую медленно просачивается раствор. Оба способа нуждаются в катализаторах для ускорение процесса концентрации. Процесс Chemex нуждается в электричестве на уровне 600 кВт-ч/МПП-кг.
Ирак разрабатывал эту технологию (в виде смешанного производства Chemex/Asahi) для обогащения U-235 до 6-8% и последующем дообогащением в калютроне.

Приблизительные энергетические эффективности указанных методов по отношению к газовой диффузии:
менее 0.01? AVLIS (если доведена до промышленного употребления)
0.10-0.04 газовое центрифугирование
0.30 химическое разделение
1.00 газовая диффузия
1.50 аэродинамическая сепарация
высокое электромагнитное разделение
высокое жидкостная термодиффузия

Перевод Section 6.0 Nuclear Weapons FAQ, Carey Sublette, . Fap suite nero. Керамическая плитка fap luce. . Большие шары стальные. Хорошие шары стальные.