U. Критич. масса У. (93,5% 235 U) в водных растворах составляет менее 1 кг, для открытого шара – около 50 кг, для шара с отражателем – 15 – 23 кг; критическая масса 233 U – примерно 1 /3 критической массы 235 U.
Химические свойства. Конфигурация внешней электронной оболочки атома У. 7s 2 6d 1 5f 3 . 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 U3 O8 . Эти промежуточные окислы по свойствам близки к UO2 и UO3 . При высоких температурах UO2 имеет широкую область гомогенности от UO1,60 до UO2,27 . 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 U4 N7 , при более высоком давлении азота и той же температуре можно получить UN, U2 N3 и UN2 ; с углеродом при 750–800°C – монокарбид UC, дикарбид UC2 , а также U2 C3 ; 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 UO2 SO4 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 U3 O8 ; 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 ·nH2 O 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 235 U выше естественного содержания в рудах или выделение этого изотопа в чистом виде (см. Изотопов разделение ), поскольку именно 235 U – основное ядерное горючее; осуществляется это методами газовой термодиффузии, центробежными и
