Уран (хим. елемент)
 
а б в г д е ж з и й к л м н о п р с т у ф х ц ч ш щ ъ ы ь э ю я
 

Уран (хим. елемент)

Уран (лат. Uranium), U, радіоактивний хімічний елемент III групи періодичної системи Менделєєва, відноситься до сімейства актиноїдів, атомний номер 92, атомна маса 238,029; метал. Природний В. складається з суміші трьох ізотопів: 238 U – 99,2739% з періодом напіврозпаду T 1 / 2 = 4,51·10 9 років, 235 U – 0,7024% (T 1 / 2 = 7,13·10 8 років) і 234 U – 0,0057% (T 1 / 2 = 2,48·10 5 років). З 11 штучних радіоактивних ізотопів з масовими числами від 227 до 240 довгоживучий – 233 U (T 1 / 2 = 1,62·10 5 років); він виходить при нейтронному опроміненні торія. 238 U і 235 U є родоначальниками двох радіоактивних рядів.

загрузка...

  Історична довідка. В. відкритий в 1789 йому.(німецький) хіміком М. Г. Клапротом і названий ним на честь планети Уран, відкритою Ст Гершелем в 1781. У металевому стані В. отриманий в 1841 франц.(французький) хіміком Е. Пеліго при відновленні Ucl 4 металевим калієм. Спочатку В. приписували атомну масу 120, і лише в 1871 Д. І. Менделєєв прийшов до виводу, що цю величину треба подвоїти.

  Тривалий час уран представляв інтерес лише для вузького круга хіміків і знаходив обмежене вживання для виробництва фарб і скла. З відкриттям явища радіоактивності В. у 1896 і радію в 1898 почалася промислова переробка уранових руд з метою витягання і використання радію в наукових дослідженнях і медицині. З 1942, після відкриття в 1939 явищ ділення ядер (див. Ядра атомного ділення ) , В. став основним ядерним паливом.

  Поширення в природі. В. – характерний елемент для гранітного шару і осадової оболонки земної кори. Середній вміст В. у земній корі (кларк) 2,5·10 -4 % по масі, в кислих вивержених породах 3,5·10 -4 %, у глинах і сланцях 3,2·10 -4 %, у основних породах 5·10 -5 %, у ультраосновних породах мантії 3·10 -7 %. В. енергійно мігрує в холодних і гарячих, нейтральних і лужних водах у формі простих і комплексних іонів, особливо у формі карбонатних комплексів. Важливу роль в геохімії В. грають окислювально-відновні реакції, оскільки з'єднання В., як правило, добре растворіми у водах з окислювальним середовищем і погано растворіми у водах з відновним середовищем (наприклад, сірчановодневих).

  Відоме близько 100 мінералів У.; промислове значення мають 12 з них (див. Уранові руди ) . В ході геологічної історії вміст В. у земній корі зменшилося за рахунок радіоактивного розпаду; з цим процесом пов'язано накопичення в земній корі атомів РЬ, Не. Радіоактивний розпад В. грає важливу роль в енергетиці земної кори, будучи істотним джерелом глибинного тепла.

  Фізичні властивості. В. за кольором схожий на сталь, легко піддається обробці. Має три алотропічні модифікації – а, b і g з температурами фазових перетворень: a®b 668,8±0,4°c, b® g 772,2 ± 0,4 °С; а-форма має ромбічні грати а = 2.8538, b = 5,8662, з = 4,9557), b-форма – тетрагональую грати (при 720 °С а = 10,759, b = 5,656), g-форма – об'емноцентрірованную кубічні грати (при 850°c а = 3,538). Щільність В. у а-формі (25°c) 19,05 ± 0,2 г/см 3 , t пл 1132 ± 1°С; t кіп 3818 °С; теплопровідність (100–200°c), 28,05 вт/ ( м-код · До ) [0,067 кал/ ( см · сік ·°С)] (200–400 °C) 29,72 вт/ ( м-код · До ) [0,071 кал/ ( см · сік ·°С)]; питома теплоємність (25°c) 27,67 кдж/(кг · До ) [6,612 кал/(г·°С)]; питомий електроопір при кімнатній температурі біля 3·10 -7 ом · см, при 600°c 5,5·10 -7 ом · см; володіє надпровідністю при 0,68 ± 0,02К; слабкий парамагнетик, питома магнітна сприйнятливість при кімнатній температурі 1,72·10 -6 .

  Механічні властивості В. залежать від його чистоти, від режимів механічної і термічної обробки. Середнє значення модуля пружності для литого В. 20,5·10 -2 Мн/м-код 2 [20,9·10 -3 кгс/мм 2 ] межа міцності при розтягуванні при кімнатній температурі 372–470 Мн/м-коду 2 [38–48 кгс/мм 2 ], міцність підвищується після гарту з b- і g-фаз; середня твердість по Брінеллю 19,6–21,6·10 2 Мн/м-коду 2 [200–220 кгс/мм 2 ] .

  Опромінення потоком нейтронів (яке має місце в ядерному реакторі ) змінює фізіко-механічні властивості У.: розвивається повзучість і підвищується крихкість спостерігається деформація виробів, що заставляє використовувати В. у ядерних реакторах у вигляді різних уранових сплавів.

  В. – радіоактивний елемент . Ядра 235 U і 233 U діляться спонтанно, а також при захваті як повільних (теплових), так і швидких нейтронів з ефективним перерізом ділення 508·10 -24 см 2 (508 барн ) і 533·10 -24 см 2 (533 барн ) відповідно. Ядра 238 U діляться при захваті лише швидких нейтронів з енергією не менше 1 Мев; при захваті повільних нейтронів 238 U перетворюється на 239 Pu, ядерні властивості якого близькі до 235 U. Крітіч. маса В. (93,5% 235 U) у водних розчинах складає менше 1 кг, для відкритої кулі – біля 50 кг, для кулі з відбивачем – 15 – 23 кг; критична маса 233 U – приблизно 1 / 3 критичної маси 235 U.

  Хімічні властивості. Конфігурація зовнішньої електронної оболонки атома В. 7 s 2 6 d 1 5 f 3 . В. відноситься до реакционноспособним металів, в з'єднаннях проявляє міри окислення + 3 + 4 + 5 + 6, інколи + 2; найбільш стійкі з'єднання U (IV) і U (VI). На повітрі повільно окислюється з освітою на поверхні плівки двоокису, який не оберігає метал від подальшого окислення. У порошкоподібному стані В. пірофорен і горить яскравим полум'ям. З киснем утворює двоокис Uo 2 , триокис Uo 3 і велике число проміжних оксидів, найважливіший з яких U 3 O 8 . Ці проміжні оксиди по властивостях близькі до Uo 2 і Uo 3 . При високих температурах Uo 2 має широку область гомогенності від Uo 1,60 до Uo 2,27 . З фтором при 500–600°c утворює тетрафторідірд (зелені голчані кристали, малорозчинні у воді і кислотах) і гексафторід Uf 6 (біла кристалічна речовина, возгоняющєєся без плавлення при 56,4°c); з сіркою – ряд з'єднань, з яких найбільше значення має US (ядерне пальне). При взаємодії В. з воднем при 220 °С виходить гідрид Uh 3 ; з азотом при температурі від 450 до 700 °С і атмосферному тиску – нітрид U 4 N 7 , при вищому тиску азоту і тій же температурі можна отримати UN, U 2 N 3 і Un 2 ; з вуглецем при 750–800°c – монокарбід UC, дікарбід Uc 2 , а також U 2 C 3 ; з металами утворює сплави різних типів (див. Уранові сплави ) . В. повільно реагує з киплячою водою з утворенням Uo 2 і H 2 , з водяною парою – в інтервалі температур 150–250 °С; розчиняється в соляній і азотній кислотах, слабо – в концентрованій плавиковій кислоті. Для U (VI) характерне утворення іона уранілу Uo 2 2 + ; солі уранілу забарвлені в жовтий колір і добре растворіми у воді і мінеральних кислотах; солі U (IV) забарвлені в зелений колір і менш растворіми; іон уранілу надзвичайно здібний до комплексообразованію у водних розчинах як з неорганічними, так і з органічними речовинами; найбільш важливі для технології карбонатні, сульфатні, фторідниє, фосфатні і ін. комплекси. Відоме велике число уранатов (солей не виділеної в чистому вигляді уранової кислоти), склад яких міняється залежно від умов здобуття; всі уранати мають низьку розчинність у воді.

  В. і його з'єднання радіаційно і хімічно токсичні. Гранично допустима доза (ПДД) при професійному опроміненні 5 бер в рік.

  Здобуття. В. отримують з уранових руд, що містять 0,05–0,5% U. Руди практично не збагачуються, за винятком обмеженого способу радіометричного сортування, заснованого на випромінюванні радію, завжди супутнього урану. В основному руди вилуговують розчинами сарною, інколи азотною кислот або розчинами соди з переведенням В. у кислий розчин у вигляді Uo 2 So 4 або комплексних аніонів [Uo 2 (So 4 ) 3 ] 4- , а в содовий розчин – у вигляді [Uo 2 (Co 3 ) 3 ] 4- . Для витягання і концентрації В. з розчинів і пульп, а також для очищення від домішок застосовують сорбцію на іонообмінних смолах і екстракцію органічними розчинниками (трібутілфосфат, алкилфосфорниє кислоти, аміни). Далі з розчинів додаванням лугу облягають уранати амонія або натрію або гідроокис U (ВІН) 4 . Для здобуття з'єднань високої міри чистоти технічні продукти розчиняють в азотній кислоті і піддають аффінажним операціям очищення, кінцевими продуктами яких є Uo 3 або U 3 O 8 ; ці оксиди при 650–800°c відновлюються воднем або диссоційованим аміаком до Uo 2 з подальшим переведенням його в Uf 4 обробкою газоподібним фтористим воднем при 500–600°c. Uf 4 може бути отриманий також при осадженні кристалогідрату Uf 4 ·nH 2 O плавиковою кислотою з розчинів з подальшим обезводненням продукту при 450°c в струмі водню. У промисловості основним способом здобуття В. з Uf 4 є його кальциетермічеськоє або магнієтермічеськоє відновлення з виходом В. у вигляді злитків масою до 1,5 т. Злитки рафінуються у вакуумних печах.

  Дуже важливим процесом в технології В. є збагачення його ізотопом 235 U вище за природний вміст в рудах або виділення цього ізотопу в чистому вигляді (див. Ізотопів розділення ) , оскільки саме 235 U – основне ядерне пальне; здійснюється це методами газової термодифузії, відцентровими і ін. методами, заснованими на відмінності мас 235 U і 238 U; у процесах розділення В. використовується у вигляді леткого гексафторіда Uf 6 . При здобутті В. високій мірі збагачення або ізотопів враховуються їх критичні маси; найбільш зручний спосіб в цьому випадку – відновлення оксидів В. кальцієм; шлак CAO, що утворюється при цьому, легко відділяється від В. розчиненням в кислотах.

  Для здобуття порошкоподібного В., двоокису, карбідів, нітриду і ін. тугоплавких з'єднань застосовуються методи порошкової металургії.

  Вживання. Металевий В. або його з'єднання використовуються в основному як ядерне пальне в ядерних реакторах . Природна або малозбагачена суміш ізотопів В. застосовується в стаціонарних реакторах атомних електростанцій, продукт високої міри збагачення – в ядерних силових установках або в реакторах, що працюють на швидких нейтронах. 235 U є джерелом ядерної енергії в ядерній зброї . 238 U служить джерелом вторинного ядерного пального – плутонію.

  Ст М. Куліфєєв.

  Уран в організмі. В мікрокількостях (10 -5 –10 -5 %) виявляється в тканинах рослин, тварин і людини. У золі рослин (при вмісті В. у грунті около·10 -4 ) його концентрація складає 1,5·10 -5 %. Найбільшою мірою В. накопичується деякими грибами і водоростями (останні активно беруть участь в біогенній міграції В. по ланцюгу вода – водні рослини – риба – людина). У організм тварин і людини В. поступає з їжею і водою в шлунково-кишковий тракт, з повітрям в дихальні дороги, а також через шкірні покриви і слизисті оболонки. З'єднання В. всмоктуються в шлунково-кишковому тракті – близько 1% від кількості розчинних з'єднань, що поступає, і не більше 0,1% труднорастворімих; у легенях всмоктуються відповідно 50% і 20%. Розподіляється В. у організмі нерівномірно. Основні депо (місця відкладення і накопичення) – селезінка, нирки, скелет, печінка і, при вдиханні труднорастворімих з'єднань, – легкі і бронхо-легеневі лімфатичні вузли. У крові В. (у вигляді карбонатів і комплексів з білками) тривало не циркулює. Вміст В. у органах і тканинах тварин і людини не перевищує 10 -7 г/г . Так, кров великої рогатої худоби містить 1·10 -8 г/мл, печінка 8·10 -8 г/г, м'язи 4·10 -8 г/г, селезінка 9·10 -8 г/г . Вміст В. у органах людини складає: у печінці 6·10 -9 г/г , в легенях 6·10 -9 –9·10 -9 г/г, в селезінці 4,7·10 -9 г/г , в крові 4·10 -9 г/мл, в нирках 5,3·10 -9 (кірковий шар) і 1,3·10 -9 г/г (мозковий шар), в кістках 1·10 -9 г/г , в кістковому мозку 1·10 -9 г/г , у волоссі 1,3·10 -7 г/г . В., що міститься в кістковій тканині, обумовлює її постійне опромінення (період напіввиведення В. із скелета близько 300 сут ) . Найменші концентрації В. – в головному мозку і серці (10 -10 г/г ). Добовий вступ В. з їжею і рідинами – 1,9·10 -6 г, з повітрям – 7·10 -9 г . Добове виведення В. з організму людини складає: з сечею 0,5·10 -7 –5·10 -7 , з калом – 1,4·10 -6 –1,8·10 -6 г, з волоссям – 2·10 -8 р.

  За даними Міжнародної комісії з радіаційного захисту, середній вміст В. у організмі людини 9·10 -8 р. Ця величина для різних районів може варіювати. Вважають, що В. необхідний для нормальної життєдіяльності тварин і рослин проте його фізіологічні функції не з'ясовані.

  Р. П. Галібін.

  Токсичне дія В. обумовлено його хімічними властивостями і залежить від розчинності: токсичніші ураніл і ін. розчинні з'єднання У. Отравленія В. і його з'єднаннями можливі на підприємствах по видобутку і переробці уранової сировини і ін. промислових об'єктах, де він використовується в технологічному процесі. При попаданні в організм В. діє на всі органи і тканини, будучи загальноклітинною отрутою. Ознаки отруєння обумовлені прєїм.(переважно) ураженням нирок (поява білка і цукру в сечі, подальша олігурія ) , приголомшуються також печінка і шлунково-кишковий тракт. Розрізняють гострі і хронічні отруєння; останні характеризуються поступовим розвитком і меншою вираженістю симптомів. При хронічній інтоксикації можливі порушення кровотворення, нервової системи і ін. Вважають, що молекулярний механізм дії В. пов'язаний з його здатністю пригнічувати активність ферментів.

  Профілактика отруєнь: безперервність технологічних процесів, використання герметичної апаратури, запобігання забрудненню повітряного середовища, очищення стічних вод перед спуском їх у водоймища, мед.(медичний) контроль за станом здоров'я робітників, за дотриманням гігієнічних нормативів допустимого вмісту В. і його з'єднань в довкіллі.

  Ст Ф. Киріллов.

  Літ.: Вчення про радіоактивність. Історія і сучасність, під ред. Би. М. Кедрова, М., 1973; Петросьянц А. М., Від наукового пошуку до атомної промисловості, М., 1970; Емельянов Ст С., Евстюхин А. І., Металургія ядерного пального, М., 1964; Сокурський Ю. Н., Стерлін Я. М., Федорченко Ст А., Уран і його сплави, М., 1971; Евсєєва Л. С., Перельман А. І., Іванов До. Е., Геохімія урану в зоні гнпергеніза, 2 видавництва, М., 1974; Фармакологія і токсикологія уранових з'єднань, [пер. з англ.(англійський)], т. 2, М., 1951; Гуськова Ст Н., Уран. Радіаційно-гігієнічна характеристика, М., 1972; Андрєєва О. С., Гігієна праці при роботі з ураном і його з'єднаннями, М., 1960; Новіков Ю. У,, Гігієнічні питання вивчення вмісту урану в зовнішньому середовищі і його впливу на організм, М., 1974.