Уран

I Ура́н

        в древнегреческой мифологии бог неба, супруг Геи (Земли), отец титанов, циклопов и сторуких исполинов; был оскоплен и свергнут собственным сыном Кроносом.

II Ура́н

        седьмая по удалённости от Солнца большая планета Солнечной системы; астрономический знак Гершель) в 1781; случайно наблюдался и ранее, но оставался нераспознанным среди звёзд. Движется вокруг Солнца на среднем расстоянии от него 19,19 а. е. по орбите, близкой к круговой. Эксцентриситет орбиты равен 0,047, наклон плоскости орбиты У. к плоскости эклиптики составляет всего лишь 0,77°. Полный оборот вокруг Солнца У. совершает за 84,015 года, или 30 685 земных сут. Синодический период У., в течение которого повторяются противостояния и соединения с Солнцем, составляет 369,7 сут. Будучи достаточно ярким объектом (около 6-й звёздной величины), У. легко наблюдается в бинокль, но для того, чтобы уверенно заметить диск, нужен телескоп с увеличением не менее 60 раз. Невооружённым глазом едва различим. Видимый поперечник У. меняется в пределах от 3,4 " до 4,3 ". Истинный экваториальный диаметр У. равен 50700 км, или 3,98 диаметра Земли. Объём У. в 61 раз превышает объём Земли, масса же его составляет 14,56 массы Земли, так что средняя его плотность мала и равна 1,32 г /см³, что характерно для планет-гигантов. Ускорение силы тяжести на экваторе У. равно 1040 см/сек² минус 60 см/сек² за счёт центробежного ускорения, а вторая космическая скорость – 22 км/сек.

         Фигура У. сильно сжата у полюсов (сжатие – около 1: 33), что отражает факт быстрого его вращения вокруг оси: период осевого вращения У. составляет 10,8 ч. Поскольку на диске У. не заметно никаких деталей, установить факт его вращения из прямых наблюдений невозможно. Период вращения У. установлен по периодическим изменениям его блеска с амплитудой до 0,15 звёздной величины, а также по величине смещения линий в его спектре вследствие эффекта Доплера, что позволяет определить линейную скорость вращения У. на его экваторе. В отличие от большинства планет, у которых осевое вращение, если смотреть на планету со стороны Сев. полюса, происходит против часовой стрелки, т. е. в ту же сторону, в которую движется и сама планета вокруг Солнца, У. (как и Венера) вращается в сторону, противоположную орбитальному движению; ось вращения У. лежит почти в плоскости орбиты, составляя с нормалью к орбите угол 98°.

         Из-за большого удаления от Солнца У. получает от него очень мало света и тепла – почти в 370 раз меньше, чем Земля, но его отражательная способность очень велика – самая высокая среди планет: сферическое Альбедо У. равно 0,93, геометрическое альбедо – 0,57. Если У. столь же эффективно отражает всё тепловое излучение Солнца, то его температура на поверхности должна быть очень низкой – ниже 90 К (–180 °С); это подтверждается измерениями в инфракрасной области спектра, где средняя температура оказалась равной всего лишь 55 ± 3 К. В то же время температура, измеренная в сантиметровом диапазоне, заметно превышает 100 К, что свидетельствует о существовании потока тепла из недр планеты. Большое альбедо У. говорит о наличии мощной атмосферы. Спектроскопическим методом на планете обнаружен молекулярный водород H₂ мощностью 100 км-атм над уровнем облачного слоя и метан CH₄ мощностью от 3 до 150 км-атм (по разным оценкам). Давление атмосферы на уровне облаков оценивается в 3 атм. Теоретические исследования внутреннего строения У. привели к следующим результатам: внешняя газовая оболочка состоит из газов H₂, Не, CH₄, общая масса которых составляет около 10% полной массы планеты; толщина оболочки – 27% радиуса У.; ниже находится жидкое ядро, состоящее преимущественно из воды.

         У. имеет 5 спутников, которые движутся в экваториальной плоскости У. в направлении вращения планеты. Все они слабы и доступны наблюдениям лишь с помощью крупных телескопов. Два спутника, более удалённые и самые яркие, – Титания и Оберон – были открыты Гершелем в 1787, менее яркие – Ариель и Умбриэль – У. Ласселлом в 1851 и, наконец, самый близкий к планете спутник – Миранда – амер. астрономом Дж. Койпером в 1948 фотографическим путём (блеск 16,5 звёздной величины). Размеры спутников можно лишь грубо оценить по их блеску: самый крупный из них – Титания – имеет диаметр между 0,5 и 1,3 тыс. км, самый малый – Миранда – от 150 до 500 км.

         Лит.: Мороз В. И., Физика планет, М., 1967; Мартынов Д. Я.. Планеты. Решенные и нерешенные проблемы, М., 1970.

         Д. Я. Мартынов.

III Ура́н (лат. Uranium)

        U, радиоактивный химический элемент III группы периодической системы Менделеева, относится к семейству актиноидов (См. Актиноиды), атомный номер 92, атомная масса 238,029; металл. Природный У. состоит из смеси трёх изотопов: ²³⁸U – 99,2739% с периодом полураспада T¹/₂ = 4,51·10⁹ лет, ²³⁵U – 0,7024% (T¹/₂ = 7,13·10⁸ лет) и ²³⁴U – 0,0057% (T¹/₂ = 2,48·10⁵ лет). Из 11 искусственных радиоактивных изотопов с массовыми числами от 227 до 240 долгоживущий – ²³³U (T¹/₂ = 1,62·10⁵лет); он получается при нейтронном облучении тория. ²³⁸U и ²³⁵U являются родоначальниками двух радиоактивных рядов.

         Историческая справка. У. открыт в 1789 нем. химиком М. Г. Клапротом и назван им в честь планеты Уран, открытой В. Гершелем (См. Гершель) в 1781. В металлическом состоянии У. получен в 1841 франц. химиком Э. Пелиго при восстановлении UCl₄ металлическим калием. Первоначально У. приписывали атомную массу 120, и только в 1871 Д. И. Менделеев пришёл к выводу, что эту величину надо удвоить.

         Длительное время уран представлял интерес только для узкого круга химиков и находил ограниченное применение для производства красок и стекла. С открытием явления радиоактивности (См. Радиоактивность) У. в 1896 и радия (См. Радий) в 1898 началась промышленная переработка урановых руд с целью извлечения и использования радия в научных исследованиях и медицине. С 1942, после открытия в 1939 явления деления ядер (см. Ядра атомного деление), У. стал основным ядерным топливом.

         Распространение в природе. У. – характерный элемент для гранитного слоя и осадочной оболочки земной коры. Среднее содержание У. в земной коре (кларк) 2,5·10^-4% по массе, в кислых изверженных породах 3,5·10^-4%, в глинах и сланцах 3,2·10^-4%, в основных породах 5·10^-5%, в ультраосновных породах мантии 3·10^-7%. У. энергично мигрирует в холодных и горячих, нейтральных и щелочных водах в форме простых и комплексных ионов, особенно в форме карбонатных комплексов. Важную роль в геохимии У. играют окислительно-восстановительные реакции, поскольку соединения У., как правило, хорошо растворимы в водах с окислительной средой и плохо растворимы в водах с восстановительной средой (например, сероводородных).

         Известно около 100 минералов У.; промышленное значение имеют 12 из них (см. Урановые руды). В ходе геологической истории содержание У. в земной коре уменьшилось за счёт радиоактивного распада; с этим процессом связано накопление в земной коре атомов РЬ, Не. Радиоактивный распад У. играет важную роль в энергетике земной коры, являясь существенным источником глубинного тепла.

         Физические свойства. У. по цвету похож на сталь, легко поддаётся обработке. Имеет три аллотропические модификации – α, β и γ с температурами фазовых превращений: α→β 668,8±0,4°C, β→ γ 772,2 ± 0,4 °С; α-форма имеет ромбическую решётку a = 2.8538Å, b = 5,8662Å, с = 4,9557Å), β-форма – тетрагональую решётку (при 720 °С а = 10,759Å, b = 5,656Å), γ-форма – объёмноцентрированную кубическую решётку (при 850°C а = 3,538Å). Плотность У. в α-форме (25°C) 19,05 ± 0,2 г/см³, t_пл 1132 ± 1°С; t_kип 3818 °С; теплопроводность (100–200°C), 28,05 вт/(м·К) [0,067 кал/(см·сек·°С)], (200–400 °C) 29,72 вт/(м·К) [0,071 кал/(см·сек·°С)]; удельная теплоёмкость (25°C) 27,67 кдж/(кг·К) [6,612 кал/(г·°С)]; удельное электросопротивление при комнатной температуре около 3·10^-7 ом·см, при 600°C 5,5·10^-7 ом·см; обладает сверхпроводимостью при 0,68 ± 0,02К; слабый парамагнетик, удельная магнитная восприимчивость при комнатной температуре 1,72·10^-6.

         Механические свойства У. зависят от его чистоты, от режимов механической и термической обработки. Среднее значение модуля упругости для литого У. 20,5·10^-2 Мн/м² [20,9·10^-3 кгс/мм²] предел прочности при растяжении при комнатной температуре 372–470 Мн/м² [38–48 кгс/мм²], прочность повышается после закалки из β- и γ-фаз; средняя твёрдость по Бринеллю 19,6–21,6·10² Мн/м² [200–220 кгс/мм²].

         Облучение потоком нейтронов (которое имеет место в ядерном реакторе (См. Ядерный реактор)) изменяет физико-механические свойства У.: развивается ползучесть и повышается хрупкость, наблюдается деформация изделий, что заставляет использовать У. в ядерных реакторах в виде различных урановых сплавов.

         У. – радиоактивный элемент (См. Радиоактивные элементы). Ядра ²³⁵U и ²³³U делятся спонтанно, а также при захвате как медленных (тепловых), так и быстрых нейтронов с эффективным сечением деления 508·10^-24 см² (508 барн) и 533·10^-24 см² (533 барн) соответственно. Ядра ²³⁸U делятся при захвате только быстрых нейтронов с энергией не менее 1 Мэв; при захвате медленных нейтронов ²³⁸U превращается в ²³⁹Pu, ядерные свойства которого близки к ²³⁵U. Критич. масса У. (93,5% ²³⁵U) в водных растворах составляет менее 1 кг, для открытого шара – около 50 кг, для шара с отражателем – 15 – 23 кг; критическая масса ²³³U – примерно ¹/₃ критической массы ²³⁵U.

         Химические свойства. Конфигурация внешней электронной оболочки атома У. 7s²6d¹5f³. У. относится к реакционноспособным металлам, в соединениях проявляет степени окисления + 3, + 4, + 5, + 6, иногда + 2; наиболее устойчивы соединения U (IV) и U (VI). На воздухе медленно окисляется с образованием на поверхности плёнки двуокиси, которая не предохраняет металл от дальнейшего окисления. В порошкообразном состоянии У. пирофорен и горит ярким пламенем. С кислородом образует двуокись UO₂, трёхокись UO₃ и большое число промежуточных окислов, важнейший из которых U₃O₈. Эти промежуточные окислы по свойствам близки к UO₂ и UO₃. При высоких температурах UO₂ имеет широкую область гомогенности от UO_1,60 до UO_2,27. С фтором при 500–600°C образует тетрафторидирд (зелёные игольчатые кристаллы, малорастворимые в воде и кислотах) и гексафторид UF₆ (белое кристаллическое вещество, возгоняющееся без плавления при 56,4°C); с серой – ряд соединений, из которых наибольшее значение имеет US (ядерное горючее). При взаимодействии У. с водородом при 220 °С получается гидрид UH₃; с азотом при температуре от 450 до 700 °С и атмосферном давлении – нитрид U₄N₇, при более высоком давлении азота и той же температуре можно получить UN, U₂N₃ и UN₂; с углеродом при 750–800°C – монокарбид UC, дикарбид UC₂, а также U₂C₃; с металлами образует сплавы различных типов (см. Урановые сплавы). У. медленно реагирует с кипящей водой с образованием UO₂ и H₂, с водяным паром – в интервале температур 150–250 °С; растворяется в соляной и азотной кислотах, слабо – в концентрированной плавиковой кислоте. Для U (VI) характерно образование иона уранила UO₂^{2 +}; соли уранила окрашены в жёлтый цвет и хорошо растворимы в воде и минеральных кислотах; соли U (IV) окрашены в зелёный цвет и менее растворимы; ион уранила чрезвычайно способен к комплексообразованию в водных растворах как с неорганическими, так и с органическими веществами; наиболее важны для технологии карбонатные, сульфатные, фторидные, фосфатные и др. комплексы. Известно большое число уранатов (солей не выделенной в чистом виде урановой кислоты), состав которых меняется в зависимости от условий получения; все уранаты имеют низкую растворимость в воде.

         У. и его соединения радиационно и химически токсичны. Предельно допустимая доза (ПДД) при профессиональном облучении 5 бэр в год.

         Получение. У. получают из урановых руд, содержащих 0,05–0,5% U. Руды практически не обогащаются, за исключением ограниченного способа радиометрической сортировки, основанной на излучении радия, всегда сопутствующего урану. В основном руды выщелачивают растворами серной, иногда азотной кислот или растворами соды с переводом У. в кислый раствор в виде UO₂SO₄ или комплексных анионов [UO₂(SO₄)₃]^4-, а в содовый раствор – в виде [UO₂(CO₃)₃]^4-. Для извлечения и концентрирования У. из растворов и пульп, а также для очистки от примесей применяют сорбцию на ионообменных смолах и экстракцию органическими растворителями (трибутилфосфат, алкилфосфорные кислоты, амины). Далее из растворов добавлением щёлочи осаждают уранаты аммония или натрия или гидроокись U (OH)₄. Для получения соединений высокой степени чистоты технические продукты растворяют в азотной кислоте и подвергают аффинажным операциям очистки, конечными продуктами которых являются UO₃ или U₃O₈; эти окислы при 650–800°C восстанавливаются водородом или диссоциированным аммиаком до UO₂ с последующим переводом его в UF₄ обработкой газообразным фтористым водородом при 500–600°C. UF₄ может быть получен также при осаждении кристаллогидрата UF₄·nH₂O плавиковой кислотой из растворов с последующим обезвоживанием продукта при 450°C в токе водорода. В промышленности основным способом получения У. из UF₄ является его кальциетермическое или магниетермическое восстановление с выходом У. в виде слитков массой до 1,5 т. Слитки рафинируются в вакуумных печах.

         Очень важным процессом в технологии У. является обогащение его изотопом ²³⁵U выше естественного содержания в рудах или выделение этого изотопа в чистом виде (см. Изотопов разделение), поскольку именно ²³⁵U – основное ядерное горючее; осуществляется это методами газовой термодиффузии, центробежными и др. методами, основанными на различии масс ²³⁵U и ²³⁸U; в процессах разделения У. используется в виде летучего гексафторида UF₆. При получении У. высокой степени обогащения или изотопов учитываются их критические массы; наиболее удобный способ в этом случае – восстановление окислов У. кальцием; образующийся при этом шлак CaO легко отделяется от У. растворением в кислотах.

         Для получения порошкообразного У., двуокиси, карбидов, нитридов и др. тугоплавких соединений применяются методы порошковой металлургии.

         Применение. Металлический У. или его соединения используются в основном в качестве ядерного горючего в ядерных реакторах (См. Ядерный реактор). Природная или малообогащённая смесь изотопов У. применяется в стационарных реакторах атомных электростанций, продукт высокой степени обогащения – в ядерных силовых установках (См. Ядерная силовая установка) или в реакторах, работающих на быстрых нейтронах. ²³⁵U является источником ядерной энергии в ядерном оружии (См. Ядерное оружие). ²³⁸U служит источником вторичного ядерного горючего – плутония.

         В. М. Кулифеев.

         Уран в организме. В микроколичествах (10^-5–10^-5%) обнаруживается в тканях растений, животных и человека. В золе растений (при содержании У. в почве около·10^-4) его концентрация составляет 1,5·10^-5%. В наибольшей степени У. накапливается некоторыми грибами и водорослями (последние активно участвуют в биогенной миграции У. по цепи вода – водные растения – рыба – человек). В организм животных и человека У. поступает с пищей и водой в желудочно-кишечный тракт, с воздухом в дыхательные пути, а также через кожные покровы и слизистые оболочки. Соединения У. всасываются в желудочно-кишечном тракте – около 1% от поступающего количества растворимых соединений и не более 0,1% труднорастворимых; в лёгких всасываются соответственно 50% и 20%. Распределяется У. в организме неравномерно. Основные депо (места отложения и накопления) – селезёнка, почки, скелет, печень и, при вдыхании труднорастворимых соединений, – лёгкие и бронхо-лёгочные лимфатические узлы. В крови У. (в виде карбонатов и комплексов с белками) длительно не циркулирует. Содержание У. в органах и тканях животных и человека не превышает 10^-7 г/г. Так, кровь крупного рогатого скота содержит 1·10^-8 г/мл, печень 8·10^-8 г/г, мышцы 4·10^-8 г/г, селезёнка 9·10^-8 г/г. Содержание У. в органах человека составляет: в печени 6·10^-9 г/г, в лёгких 6·10^-9–9·10^-9г/г, в селезёнке 4,7·10^-9 г/г, в крови 4·10^-9 г/мл, в почках 5,3·10^-9 (корковый слой) и 1,3·10^-9 г/г (мозговой слой), в костях 1·10^-9 г/г, в костном мозге 1·10^-9 г/г, в волосах 1,3·10^-7г/г. У., содержащийся в костной ткани, обусловливает её постоянное облучение (период полувыведения У. из скелета около 300 сут). Наименьшие концентрации У. – в головном мозге и сердце (10^-10 г/г). Суточное поступление У. с пищей и жидкостями – 1,9·10^-6 г, с воздухом – 7·10^-9 г. Суточное выведение У. из организма человека составляет: с мочой 0,5·10^-7–5·10^-7, с калом – 1,4·10^-6–1,8·10^-6 г, с волосами – 2·10^-8г.

         По данным Международной комиссии по радиационной защите, среднее содержание У. в организме человека 9·10^-8 г. Эта величина для различных районов может варьировать. Полагают, что У. необходим для нормальной жизнедеятельности животных и растений, однако его физиологические функции не выяснены.

         Г. П. Галибин.

         Токсическое действие У. обусловлено его химическими свойствами и зависит от растворимости: более токсичны уранил и др. растворимые соединения У. Отравления У. и его соединениями возможны на предприятиях по добыче и переработке уранового сырья и др. промышленных объектах, где он используется в технологическом процессе. При попадании в организм У. действует на все органы и ткани, являясь общеклеточным ядом. Признаки отравления обусловлены преим. поражением почек (появление белка и сахара в моче, последующая Олигурия), поражаются также печень и желудочно-кишечный тракт. Различают острые и хронические отравления; последние характеризуются постепенным развитием и меньшей выраженностью симптомов. При хронической интоксикации возможны нарушения кроветворения, нервной системы и др. Полагают, что молекулярный механизм действия У. связан с его способностью подавлять активность ферментов.

         Профилактика отравлений: непрерывность технологических процессов, использование герметичной аппаратуры, предупреждение загрязнения воздушной среды, очистка сточных вод перед спуском их в водоёмы, мед. контроль за состоянием здоровья рабочих, за соблюдением гигиенических нормативов допустимого содержания У. и его соединений в окружающей среде.

         В. Ф. Кириллов.

         Лит.: Учение о радиоактивности. История и современность, под ред. Б. М. Кедрова, М., 1973; Петросьянц А. М., От научного поиска к атомной промышленности, М., 1970; Емельянов В. С., Евстюхин А. И., Металлургия ядерного горючего, М., 1964; Сокурский Ю. Н., Стерлин Я. М., Федорченко В. А., Уран и его сплавы, М., 1971; Евсеева Л. С., Перельман А. И., Иванов К. Е., Геохимия урана в зоне гнпергениза, 2 изд., М., 1974; Фармакология и токсикология урановых соединений, [пер. с англ.], т. 2, М., 1951; Гуськова В. Н., Уран. Радиационно-гигиеническая характеристика, М., 1972; Андреева О. С., Гигиена труда при работе с ураном и его соединениями, М., 1960; Новиков Ю. В,, Гигиенические вопросы изучения содержания урана во внешней среде и его влияния на организм, М., 1974.