SO
>4
или комплексных анионов [UO
>2
(SO
>4
)
>3
]
>4-
, а в содовый раствор – в виде [UO
>2
(CO
>3
)
>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 UO
>3
или U
>3
O
>8
; эти окислы при 650–800°C восстанавливаются водородом или диссоциированным аммиаком до UO
>2
с последующим переводом его в UF
>4
обработкой газообразным фтористым водородом при 500–600°C. UF
>4
может быть получен также при осаждении кристаллогидрата UF
>4
·nH
>2
O плавиковой кислотой из растворов с последующим обезвоживанием продукта при 450°C в токе водорода. В промышленности основным способом получения У. из UF
>4
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 др. методами, основанными на различии масс >235
U и >238
U; в процессах разделения У. используется в виде летучего гексафторида UF>6
. 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
.
Природная или малообогащённая смесь изотопов У. применяется в стационарных реакторах атомных электростанций, продукт высокой степени обогащения – в ядерных силовых установках
или в реакторах, работающих на быстрых нейтронах. >235
U является источником ядерной энергии в ядерном оружии
.>238
U служит источником вторичного ядерного горючего – плутония.
В. М. Кулифеев.
Уран в организме.