Urani(III) hydride

Urani(III) hydride, còn được gọi là urani trihydride (UH3), là một hợp chất vô cơ của uranihydro,là một chất rắn có màu xám nâu đến nâu đen, có độc tính mạnh. Mật độ của nó ở 20°C là 10,95 g cm-3, thấp hơn nhiều so với khối lượng riêng của urani (19,1 g cm-3). Nó có tính dẫn điện, ít tan trong acid hydrochloric và phân hủy trong acid nitric[1]

hình ảnh phân tử UH3


Urani(III) hydride
Tên khácUranium(III) hydride[2]
Uranium trihydride[3][4]
Hypouranous hydride
Nhận dạng
Số CAS13598-56-6
PubChem71308292
Ảnh Jmol-3Dảnh
ảnh 2
SMILES
Thuộc tính
Công thức phân tửUH
3
Khối lượng mol241.05273 g mol−1
Bề ngoàibrownish grey to brownish black pyrophoric powder
Khối lượng riêng10.95 g cm−3
Điểm nóng chảy
Điểm sôi
Độ hòa tan trong nướcReacts
Cấu trúc
Cấu trúc tinh thểCubic, cP32
Nhóm không gianPm3n, No. 223
Hằng số mạnga = 664.3 pm[5]
Các nguy hiểm
Điểm bắt lửaPyrophoric
Trừ khi có ghi chú khác, dữ liệu được cung cấp cho các vật liệu trong trạng thái tiêu chuẩn của chúng (ở 25 °C [77 °F], 100 kPa).
KhôngN kiểm chứng (cái gì ☑YKhôngN ?)

Tính chất[6]

Urani(III) hydride là một chất rắn có màu xám nâu đến nâu đen, có độc tính mạnh. Mật độ của nó ở 20°C là 10,95 g cm-3, thấp hơn nhiều so với khối lượng riêng của urani (19,1 g cm-3). Nó có tính dẫn điện, ít tan trong acid hydrochloric và phân hủy trong acid nitric.

Urani(III) hydride có hai dạng tinh thể lập phương: dạng α thu được ở nhiệt độ thấp và dạng β thu được ở nhiệt độ trên 250°C. Cả dạng α và β đều là dạng sắt từ ở nhiệt độ dưới 180 K. Trên 180 K, chúng là chất thuận từ.

Các phản ứng hóa học khác

Bột urani(III) hydride được tẩm polystyren không phải pyrophoric và có thể được ép, tuy nhiên, tỷ lệ hydro-carbon của nó là không thuận lợi. Thay vào đó, polystyrene hydro hóa đã được giới thiệu vào năm 1944.

urani deuteride được cho là có thể sử dụng để thiết kế một số loại chất khơi mào neutron.

urani hydride được làm giàu đến khoảng 5% urani-235 được đề xuất như một chất điều tiết hạt nhân / nơtron kết hợp cho Mô-đun năng lượng hạt nhân tự điều chỉnh hydro. Theo đơn xin cấp bằng sáng chế nói trên, thiết kế lò phản ứng được đề cập bắt đầu tạo ra năng lượng khi khí hydro ở nhiệt độ và áp suất đủ được nhận vào lõi (được tạo thành từ kim loại urani dạng hạt) và phản ứng với kim loại urani để tạo thành urani hydride. urani hydride vừa là nhiên liệu hạt nhân vừa là chất điều tiết nơtron; rõ ràng nó, giống như các bộ điều chỉnh neutron khác, sẽ làm chậm neutron đủ để cho phép các phản ứng phân hạch diễn ra; các nguyên tử urani-235 trong hydride cũng đóng vai trò là nhiên liệu hạt nhân. Một khi phản ứng hạt nhân bắt đầu, nó sẽ tiếp tục cho đến khi đạt đến một nhiệt độ nhất định, khoảng 800 ° C (1.500 ° F), tại đây, do tính chất hóa học của urani hydride, nó bị phân hủy về mặt hóa học và biến thành khí hydro và kim loại urani. Sự mất điều hòa của neutron do sự phân hủy hóa học của urani hydride do đó sẽ làm chậm phản ứng - và cuối cùng là dừng lại - phản ứng. Khi nhiệt độ trở lại mức có thể chấp nhận được, hydro sẽ lại kết hợp với kim loại urani, tạo thành urani hydride, khôi phục lại sự điều hòa và phản ứng hạt nhân sẽ lại bắt đầu.

urani zirconium hydride (UZrH), sự kết hợp của urani hydride và zirconium (II) hydride, được sử dụng làm nhiên liệu / chất điều chế trong các lò phản ứng lớp TRIGA.

Khi đun nóng với diboran, urani hydride tạo ra urani boride. Với brom ở 300 ° C, urani (IV) bromide được tạo ra. Với clo ở 250 ° C, urani (IV) clorua được sản xuất. Hydro florua ở 20 ° C tạo ra urani (IV) florua. Hiđro clorua ở 300 ° C tạo ra urani (III) clorua. Hiđro bromua ở 300 ° C tạo ra urani (III) bromua. Hydro iodua ở 300 ° C tạo ra urani (III) iodua. Amoniac ở 250 ° C tạo ra urani (III) nitride. Hydro sunfua ở 400 ° C tạo ra urani (IV) sunfua. Ôxy ở 20 ° C tạo ra triurani octoxide. Nước ở 350 ° C tạo ra urani dioxide.

Ion hyđrua urani có thể gây trở ngại cho một số phép đo khối phổ, xuất hiện như một đỉnh ở khối lượng 239, tạo ra sự gia tăng sai tín hiệu đối với plutoni-239.

Phản ứng khí hydro

Sự tiếp xúc của kim loại urani với hydro dẫn đến hiện tượng nén hydro. Hyđrô khuếch tán qua kim loại và tạo thành một mạng lưới hyđrua giòn trên ranh giới hạt. Hydro có thể được loại bỏ và làm mới độ dẻo bằng cách ủ trong chân không.

Kim loại urani được nung nóng đến 250 đến 300 ° C (482 đến 572 ° F) phản ứng với hydro để tạo thành urani hydride. Gia nhiệt thêm đến khoảng 500 ° C sẽ loại bỏ hydro một cách thuận nghịch. Tính chất này làm cho urani hydride nguyên liệu ban đầu thuận tiện để tạo ra bột urani phản ứng cùng với các hợp chất urani carbide, nitride và halogenua khác nhau. Phản ứng thuận nghịch tiến hành như sau:

 

Urani hyride không phải là một hợp chất xen kẽ, làm cho kim loại nở ra khi tạo thành hydride. Trong mạng tinh thể của nó, mỗi nguyên tử urani được bao quanh bởi 6 nguyên tử urani khác và 12 nguyên tử hydro; mỗi nguyên tử hiđro chiếm một lỗ trống tứ diện lớn trong mạng tinh thể. Mật độ của hydro trong urani hydride xấp xỉ như trong nước lỏng hoặc hydro lỏng. Liên kết U-H-U thông qua nguyên tử hydro có trong cấu trúc.

Phản ứng nước

urani hydride hình thành khi kim loại urani (ví dụ như trong nhiên liệu Magnox với lớp phủ bị ăn mòn) tiếp xúc với nước; phản ứng diễn ra như sau:

 

Urani hyrideum tạo thành là pyrophoric; nếu kim loại (ví dụ như một thanh nhiên liệu bị hỏng) sau đó tiếp xúc với không khí, nhiệt độ quá cao có thể được tạo ra và bản thân kim loại urani số lượng lớn có thể bốc cháy. urani bị ô nhiễm hydride có thể bị thụ động khi tiếp xúc với hỗn hợp khí gồm 98% heli với 2% oxy. Độ ẩm ngưng tụ trên kim loại urani thúc đẩy sự hình thành hydro và urani hydride; bề mặt pyrophoric có thể được hình thành khi thiếu oxy. Điều này đặt ra vấn đề với việc lưu trữ dưới nước đối với nhiên liệu hạt nhân đã qua sử dụng trong các ao chứa nhiên liệu đã qua sử dụng. Tùy thuộc vào kích thước và sự phân bố trên các hạt hyđrua, quá trình tự bốc cháy có thể xảy ra sau một khoảng thời gian tiếp xúc với không khí không xác định. Việc tiếp xúc như vậy có nguy cơ tự bốc cháy các mảnh vụn nhiên liệu trong hầm chứa chất thải phóng xạ.

Kim loại urani tiếp xúc với hơi nước tạo ra hỗn hợp urani hydride và urani dioxide.

urani hydride tiếp xúc với nước sẽ tạo ra hydro. Tiếp xúc với chất oxy hóa mạnh có thể gây cháy và nổ. Tiếp xúc với các halocarbon có thể gây ra phản ứng dữ dội.

Đã có một cuộc tranh cãi đang diễn ra giữa các nhóm nghiên cứu khác nhau về việc liệu các sản phẩm ăn mòn rắn phát sinh có chứa UH3[7][8] [9][10][11] [12][13][14][15]hay không [16][17][18], ngoài UO2 và nếu có, thì khả năng có mặt là bao nhiêu và ở dạng phân bố nào.

Gần đây, động học của phản ứng ăn mòn uranium-nước đã được kiểm tra trong điều kiện ngâm và chứa trong thời gian dài (lên đến ~ 60 ngày) . Phân tích các thí nghiệm trong thời gian dài cho thấy trong một số điều kiện nhất định, sự hình thành khối lượng lớn UH3 có thể và sẽ xảy ra trên một mẫu uranium. Các thông số ảnh hưởng đến lượng UH3 hình thành trong một hệ thống như vậy cũng đã được xác minh. Người ta nhận thấy rằng tỉ khối của UH3 trong các sản phẩm ăn mòn oxit giảm khi thời gian phản ứng và nhiệt độ của phản ứng tăng lên. Các thông số ảnh hưởng đến vị trí của các hyđrua và hành vi ngậm nước của kim loại cũng được kiểm tra . Sự phong phú của nước trong hệ thống uranium-nước-hydro đã khiến chúng ta giả định rằng một quá trình ăn mòn bổ sung đang xảy ra giữa các hệ thống bậc ba phức tạp này, quá trình oxy hóa UH3 với nước . Phản ứng này là một quá trình rất thuận lợi vì nó biến UH3 pyrophoric thành UO2, tùy thuộc vào diện tích bề mặt có thể được coi là ít phản ứng hơn.

Chỉ có một số lượng tài liệu hạn chế về sự oxi hóa của UH3 với nước . Theo tài liệu, quá trình oxi hóa diễn ra thông qua phản ứng tỏa nhiệt sau:

 

Động học phản ứng của UH3 với hơi nước và nước lỏng được coi là như nhau .[19][20]. Thông qua phản ứng của 0,2–1 g UH3 với nước lỏng, Beethan và cộng sự [21] quan sát thấy các bọt khí, được coi là H2, được giải phóng vào nước. Ban đầu phản ứng rất nhanh và chậm lại sau 2–5 giờ. Spedding et al.31 nhận thấy rằng tỷ lệ khối lượng mẫu trên nước đóng một vai trò quan trọng trong phản ứng, với một lượng nhỏ nước chỉ phản ứng với UH3 trong khu vực và không tự duy trì phản ứng. Baker và cộng sự. [22] phản ứng UH3 với hơi nước và quan sát thấy động học giảm sau giai đoạn đầu tăng tốc, tiêu thụ 15–20% hyđrua sau hai tuần phản ứng ở điều kiện môi trường. Phản ứng chỉ đạt 83% kết thúc ở 100 ° C, trong điều kiện bão hòa, cho thấy động học của phản ứng chậm lại với tốc độ gần như không đáng kể. Phát hiện của Baker đã được xác minh trong một công trình gần đây của Goddard và cộng sự., những người đã quan sát thấy giai đoạn kết thúc tương tự này sau khi 80–90% mẫu được tiêu thụ.

Có một số thông số ảnh hưởng đến động học phản ứng và cũng như mức độ oxy hóa UH3. Baker và cộng sự. [23]nhận thấy rằng mức độ chuyển hóa UH3 thành UO2 tăng lên đáng kể khi nhiệt độ tăng. Beetham cho rằng áp suất hơi nước có sự phụ thuộc P0,2-0,6 với tỷ lệ, trong khi Goddard và cộng sự.[24],[25] sau khi ngoại suy tỷ lệ với điều kiện ngưng tụ, đã đề xuất sự phụ thuộc căn bậc hai. Tuy nhiên, phần UH3 phản ứng với nước tạo thành oxit được tìm thấy giảm khi áp suất hơi nước tăng[26]. Nhiệt độ của sự hình thành UH3 ảnh hưởng lớn đến động học của quá trình oxy hóa UH3[27],[28], với nhiệt độ thấp của sự hình thành hyđrua dẫn đến động học ôxy hóa tăng cường sau đó [29],[30], có nghĩa là vật liệu hyđrua phản ứng mạnh hơn. Cuối cùng, sự bổ sung oxy trong hơi nước đã được quan sát để tăng tốc phản ứng[31],[32],[33], điều này trái ngược trực tiếp với những gì được quan sát thấy cho phản ứng uranium-nước [34][35][36]

Trong công trình này, phản ứng của bột UH3 với hơi nước trong điều kiện môi trường bão hòa sẽ được kiểm tra. Những điều kiện này phù hợp nhất với điều kiện bảo quản tại Sellafield. Hai loại hơi nước sẽ được sử dụng cho các phản ứng, nước tinh khiết / khử ion thông thường và nước 'nặng' (D2O). Việc phân tích các khí phát sinh sẽ được thực hiện bằng cách sử dụng phân tích khí dư để hiểu rõ hơn về cơ chế oxy hóa hoạt động trong hệ thống.

Sự hình thành và phân tích UH3 tại chỗ bằng XRD giai đoạn nóng

Máy đo nhiễu xạ tia X, với giàn khí tích hợp , được sử dụng để hydrat hóa bề mặt của mẫu tại chỗ và xác định sự chuyển hóa pha xảy ra trên bề mặt kim loại. Các điều kiện giống hệt nhau đã được sử dụng để hydrat hóa bề mặt như đối với thí nghiệm được mô tả . Việc phân tích được tiến hành để bắt chước các điều kiện của tế bào phản ứng, tạo ra UH3 mới hình thành, và sau đó xác định đặc điểm của nó ngay lập tức trước bất kỳ quá trình oxy hóa có thể đo được. Việc chuẩn bị ở nơi khác và sau đó chuyển sang XRD sẽ dẫn đến việc hydrua tiếp xúc với không khí có hại; do đó đây là cách tiếp cận thử nghiệm khả thi duy nhất. Không có phép đo kích thước hạt hoặc tinh thể nào được thực hiện vì sự biến đổi của uranium chỉ xảy ra trên bề mặt và phân tích chỉ được thực hiện để xác nhận rằng UH3 đã được hình thành. Trong quá trình tiếp xúc với hydro của mẫu kim loại, XRD liên tục thăm dò mẫu và sau khi quan sát thấy đỉnh cường độ UH3 đầu tiên, phản ứng tạm dừng và thể tích tế bào bị hút chân không. Phân tích chi tiết XRD tiếp theo được thực hiện trong chân không bằng cách sử dụng nguồn Cu Kα trong khoảng 25–50 ° 2θ với các bước 0,05 ° và thời gian dừng năm giây.minh họa phổ XRD được ghi lại sau khi hình thành hyđrua (hình thành ở 500 mbar H2, 240 ° C). Một lớp hyđrua dày được hình thành trên bề mặt (giai đoạn phản ứng tuyến tính - hình thành phía trước phản ứng) vì phổ XRD chỉ hiển thị năm đỉnh hyđrua chính.

Lịch sử

Urani hydride và urani deuteride được cho là một vật liệu phân rã cho một quả bom urani hydride. Tuy nhiên, các thử nghiệm với urani hydride và urani deuteride trong quá trình hoạt động Upshot-Knothole đã gây thất vọng. Trong giai đoạn đầu của dự án Manhattan, vào năm 1943, urani hydride được điều tra như là một vật liệu bom có triển vọng; tuy nhiên, nó đã bị bỏ rơi vào mùa xuân năm 1944 vì nó cho thấy rằng một thiết kế như vậy sẽ không hiệu quả.

Tác dụng của Urani(III) hydride trong môi trường kín[37]

Trong một môi trường kín, khí H2 có thể bị giữ lại trong vùng lân cận của U và ở nồng độ cao, có thể phản ứng với nó để tạo ra uranium hydride (UH3) . Phản ứng như vậy có thể được coi là không mong muốn vì uranium hydrua hoạt động nhiệt đới khi tiếp xúc đột ngột với không khí và trong những điều kiện nhất định (số lượng lớn và diện tích bề mặt cao) .

 


Úng dụng

Hydro, deuteri, và triti có thể được tinh chế bằng cách phản ứng với urani, sau đó phân hủy nhiệt kết quả hydride / deuteride / tritit. Hydro cực tím cực kỳ tinh khiết đã được chế tạo từ các khối urani hydride trong

Nói chung, hydro làm tăng tính giòn của kim loại. Đối với uranium, các nghiên cứu tại Los AlamosViện Tưởng niệm Battelle đã chỉ ra rằng hydro tác động bất lợi đến độ bền kéo, độ cứng và độ giãn dài. Chi tiết về những kết quả được công bố bởi MARSH, et al. (Năm 1955). Các tác giả này cho rằng (X-uranium tạo ra sự chuyển tiếp nửa giòn-dẻo trong vùng lân cận nhiệt độ phòng, ảnh hưởng chính của hàm lượng hydro là ảnh hưởng đến sự giảm diện tích, tức là các điều kiện dẫn đến sự cố định cổ trước khi bị đứt trong thử nghiệm kéo. Tuy nhiên, họ dường như không làm việc trên uranium đủ thời gian của hydro (hàm lượng tối thiểu 0 · 3 giờ chiều) để kết luận này là hoàn toàn Đã được chấp nhận. Hơn nữa, quá trình chuyển đổi được quan sát không cụ thể về việc chuyển từ độ dẻo đến vùng giòn

Kết quả của một nghiên cứu của DAVIS (1956) về các tính chất cơ học của thử nghiệm các mảnh được cuộn trong (pha X, ủ P, làm nguội (dẫn đến tương đối tốt hạt và không có hướng ưu tiên), tiếp xúc với hydro ở 600 ° C hoặc 700 ° C, và cuối cùng được làm lạnh trong heli để ngăn ngừa mất hydro, được tóm tắt dưới đây:

  • 1. Lên đến một hàm lượng hydro 0 · 2 p.p.m., độ dẻo bị ảnh hưởng rất ít; trong khoảng thời gian từ 0 · 2 đến 0 · 4 giờ chiều, nó giảm nhanh chóng; và trên 0 · 4 giờ chiều tăng hàm lượng hydro không ảnh hưởng gì thêm đến độ dẻo
  • 2 Hàm lượng hiđro lớn hơn 0 · 4 p.p.m. tăng độ giòn - dẻo .Nhiệt độ chuyển tiếp khoảng 55 ° C đối với uranium ủ và 30 ° C đối với P-uranium ủ. Nhiệt độ chuyển đổi khoảng -10 ° C cho (Được ủ X và khoảng + 15 ° C đối với uranium không chứa hydro được ủ P, vì vậy nó trở thành khoảng 45 ° C đối với cả hai phương pháp xử lý nhiệt của uranium hydro hóa.
  • 3. Uranium được ủ trong chân không, trong (pha X hoặc P có độ bền kéo tối đa gần 20 ° C. Hydro làm giảm đặc tính này và đưa nhiệt độ tối đa đến khoảng 40 ° C. Tuy nhiên, GARDNER và RICHES (1957b ), sử dụng uranium apurer, (hàm lượng C: 37 ppm), nhận thấy rằng uranium hydride ở ranh giới hạt mịn hoặc thô kết

Liên trang ngoài

1.https://pubchem.ncbi.nlm.nih.gov/compound/13828313#section=Chemical-Co-Occurrences-in-Literature

2.https://www.nature.com/articles/s41598-020-66462-3

3.https://echa.europa.eu/substance-information/-/substanceinfo/100.031.671

4 https://www.britannica.com/science/uranium-hydride

5.https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/49/031/49031269.pdf

Chú thích

  1. ^ PubChem. “Uranium hydride”. pubchem.ncbi.nlm.nih.gov (bằng tiếng Anh). Truy cập ngày 13 tháng 12 năm 2021.
  2. ^ Carl L. Yaws (2008). Thermophysical properties of chemicals and hydrocarbons. William Andrew. tr. 307–. ISBN 978-0-8155-1596-8. Truy cập ngày 11 tháng 10 năm 2011.
  3. ^ Egon Wiberg; Nils Wiberg; Arnold Frederick Holleman (2001). Inorganic chemistry. Academic Press. tr. 239–. ISBN 978-0-12-352651-9. Truy cập ngày 11 tháng 10 năm 2011.
  4. ^ Gerd Meyer; Lester R. Morss (1991). Synthesis of lanthanide and actinide compounds. Springer. tr. 44–. ISBN 978-0-7923-1018-1. Truy cập ngày 11 tháng 10 năm 2011.
  5. ^ Bartscher W., Boeuf A., Caciuffo R., Fournier J.M., Kuhs W.F., Rebizant J., Rustichelli F (1985). “Neutron diffraction study of b-UD3 AND b-UH3”. Solid State Commun. 53: 423–426. doi:10.1016/0038-1098(85)91000-2.Quản lý CS1: sử dụng tham số tác giả (liên kết)
  6. ^ PubChem. “Uranium hydride”. pubchem.ncbi.nlm.nih.gov (bằng tiếng Anh). Truy cập ngày 13 tháng 12 năm 2021.
  7. ^ webarchive.nationalarchives.gov.uk https://webarchive.nationalarchives.gov.uk/ukgwa/20170712123747/http://www.sellafieldsites.com/solution/waste-management/ilw-treatment-and-storage/. Truy cập ngày 3 tháng 12 năm 2021. |title= trống hay bị thiếu (trợ giúp)
  8. ^ Banos, A.; Hallam, K.R.; Scott, T.B. (tháng 5 năm 2019). “Corrosion of uranium in liquid water under vacuum contained conditions. Part 1: The initial binary U + H2O(l) system”. Corrosion Science. 152: 249–260. doi:10.1016/j.corsci.2019.02.017. ISSN 0010-938X.
  9. ^ Banos, A.; Hallam, K.R.; Scott, T.B. (tháng 5 năm 2019). “Corrosion of uranium in liquid water under contained conditions with a headspace deuterium overpressure. Part 2: The ternary U + H2O(l) + D2 system”. Corrosion Science. 152: 261–270. doi:10.1016/j.corsci.2019.02.016. ISSN 0010-938X.
  10. ^ Banos, A.; Harker, N. J.; Scott, T. B. (15 tháng 5 năm 2018). “A review of uranium corrosion by hydrogen and the formation of uranium hydride”. Corrosion Science (bằng tiếng Anh). 136: 129–147. doi:10.1016/j.corsci.2018.03.002. ISSN 0010-938X.
  11. ^ Frank, J.W.; Roebuck, A.H. (1 tháng 3 năm 1955). “CREVICE CORROSION OF URANIUM AND URANIUM ALLOYS”. Chú thích journal cần |journal= (trợ giúp)
  12. ^ Draley, J. E.; Ruther, W. E. (1957). “Some Unusual Effects of Hydrogen in Corrosion Reactions”. Journal of The Electrochemical Society. 104 (6): 329. doi:10.1149/1.2428575. ISSN 0013-4651.
  13. ^ Hopkinson, B. E. (1959). “Kinetics of the Uranium-Steam Reaction”. Journal of The Electrochemical Society. 106 (2): 102. doi:10.1149/1.2427276. ISSN 0013-4651.
  14. ^ KONDO, T.; VERINK, E. D.; BECK, F. H.; FONTANA, M. G. (tháng 10 năm 1964). “Gas Chromatographic and Gravimetric Studies of Uranium Oxidation Mechanism”. CORROSION. 20 (10): 314t–320t. doi:10.5006/0010-9312-20.10.314t. ISSN 0010-9312.
  15. ^ Baker, M. McD.; Less, L. N.; Orman, S. (1966). “Uranium + water reaction. Part 1.—Kinetics, products and mechanism”. Trans. Faraday Soc. 62 (0): 2513–2524. doi:10.1039/tf9666202513. ISSN 0014-7672.
  16. ^ “REVIEW OF CONTROLLED THERMONUCLEAR RESEARCH AT LOS ALAMOS, 1965”. 1 tháng 4 năm 1965. Chú thích journal cần |journal= (trợ giúp)
  17. ^ HOWELL, R. H.; COLMENARES, C.; MCCREARY, T. (19 tháng 6 năm 1984). “ChemInform Abstract: OXIDATION AND HYRIDING OF URANIUM STUDIED BY POSITRON ANNIHILATION”. Chemischer Informationsdienst. 15 (25). doi:10.1002/chin.198425039. ISSN 0009-2975.
  18. ^ Haschke, J.M. (1 tháng 12 năm 1995). “Reactions of plutonium and uranium with water: Kinetics and potential hazards”. Chú thích journal cần |journal= (trợ giúp)
  19. ^ Orr, Robin; Godfrey, Hugh; Broan, Chris; Goddard, Dave; Woodhouse, Guy; Durham, Peter; Diggle, Andrew; Bradshaw, John (tháng 2 năm 2017). “Kinetics of the reaction between water and uranium hydride prepared under conditions relevant to uranium storage”. Journal of Alloys and Compounds. 695: 3727–3735. doi:10.1016/j.jallcom.2016.11.314. ISSN 0925-8388.
  20. ^ Orr, Robin; Godfrey, Hugh; Broan, Chris; Goddard, Dave; Woodhouse, Guy; Durham, Peter; Diggle, Andrew; Bradshaw, John (tháng 8 năm 2016). “Formation and physical properties of uranium hydride under conditions relevant to metallic fuel and nuclear waste storage”. Journal of Nuclear Materials. 477: 236–245. doi:10.1016/j.jnucmat.2016.04.057. ISSN 0022-3115.
  21. ^ Orr, Robin; Godfrey, Hugh; Broan, Chris; Goddard, Dave; Woodhouse, Guy; Durham, Peter; Diggle, Andrew; Bradshaw, John (tháng 2 năm 2017). “Kinetics of the reaction between water and uranium hydride prepared under conditions relevant to uranium storage”. Journal of Alloys and Compounds. 695: 3727–3735. doi:10.1016/j.jallcom.2016.11.314. ISSN 0925-8388.
  22. ^ Baker, M. McD.; Less, L. N.; Orman, S. (1966). “Uranium + water reaction. Part 1.—Kinetics, products and mechanism”. Trans. Faraday Soc. 62 (0): 2513–2524. doi:10.1039/tf9666202513. ISSN 0014-7672.
  23. ^ Baker, M. McD.; Less, L. N.; Orman, S. (1966). “Uranium + water reaction. Part 1.—Kinetics, products and mechanism”. Trans. Faraday Soc. 62 (0): 2513–2524. doi:10.1039/tf9666202513. ISSN 0014-7672.
  24. ^ Orr, Robin; Godfrey, Hugh; Broan, Chris; Goddard, Dave; Woodhouse, Guy; Durham, Peter; Diggle, Andrew; Bradshaw, John (tháng 2 năm 2017). “Kinetics of the reaction between water and uranium hydride prepared under conditions relevant to uranium storage”. Journal of Alloys and Compounds. 695: 3727–3735. doi:10.1016/j.jallcom.2016.11.314. ISSN 0925-8388.
  25. ^ Orr, Robin; Godfrey, Hugh; Broan, Chris; Goddard, Dave; Woodhouse, Guy; Durham, Peter; Diggle, Andrew; Bradshaw, John (tháng 8 năm 2016). “Formation and physical properties of uranium hydride under conditions relevant to metallic fuel and nuclear waste storage”. Journal of Nuclear Materials. 477: 236–245. doi:10.1016/j.jnucmat.2016.04.057. ISSN 0022-3115.
  26. ^ Baker, M. McD.; Less, L. N.; Orman, S. (1966). “Uranium + water reaction. Part 1.—Kinetics, products and mechanism”. Trans. Faraday Soc. 62 (0): 2513–2524. doi:10.1039/tf9666202513. ISSN 0014-7672.
  27. ^ Orr, Robin; Godfrey, Hugh; Broan, Chris; Goddard, Dave; Woodhouse, Guy; Durham, Peter; Diggle, Andrew; Bradshaw, John (tháng 2 năm 2017). “Kinetics of the reaction between water and uranium hydride prepared under conditions relevant to uranium storage”. Journal of Alloys and Compounds. 695: 3727–3735. doi:10.1016/j.jallcom.2016.11.314. ISSN 0925-8388.
  28. ^ Orr, Robin; Godfrey, Hugh; Broan, Chris; Goddard, Dave; Woodhouse, Guy; Durham, Peter; Diggle, Andrew; Bradshaw, John (tháng 8 năm 2016). “Formation and physical properties of uranium hydride under conditions relevant to metallic fuel and nuclear waste storage”. Journal of Nuclear Materials. 477: 236–245. doi:10.1016/j.jnucmat.2016.04.057. ISSN 0022-3115.
  29. ^ Orr, Robin; Godfrey, Hugh; Broan, Chris; Goddard, Dave; Woodhouse, Guy; Durham, Peter; Diggle, Andrew; Bradshaw, John (tháng 2 năm 2017). “Kinetics of the reaction between water and uranium hydride prepared under conditions relevant to uranium storage”. Journal of Alloys and Compounds. 695: 3727–3735. doi:10.1016/j.jallcom.2016.11.314. ISSN 0925-8388.
  30. ^ Orr, Robin; Godfrey, Hugh; Broan, Chris; Goddard, Dave; Woodhouse, Guy; Durham, Peter; Diggle, Andrew; Bradshaw, John (tháng 8 năm 2016). “Formation and physical properties of uranium hydride under conditions relevant to metallic fuel and nuclear waste storage”. Journal of Nuclear Materials. 477: 236–245. doi:10.1016/j.jnucmat.2016.04.057. ISSN 0022-3115.
  31. ^ Orr, Robin; Godfrey, Hugh; Broan, Chris; Goddard, Dave; Woodhouse, Guy; Durham, Peter; Diggle, Andrew; Bradshaw, John (tháng 2 năm 2017). “Kinetics of the reaction between water and uranium hydride prepared under conditions relevant to uranium storage”. Journal of Alloys and Compounds. 695: 3727–3735. doi:10.1016/j.jallcom.2016.11.314. ISSN 0925-8388.
  32. ^ Orr, Robin; Godfrey, Hugh; Broan, Chris; Goddard, Dave; Woodhouse, Guy; Durham, Peter; Diggle, Andrew; Bradshaw, John (tháng 2 năm 2017). “Kinetics of the reaction between water and uranium hydride prepared under conditions relevant to uranium storage”. Journal of Alloys and Compounds. 695: 3727–3735. doi:10.1016/j.jallcom.2016.11.314. ISSN 0925-8388.
  33. ^ Orr, Robin; Godfrey, Hugh; Broan, Chris; Goddard, Dave; Woodhouse, Guy; Durham, Peter; Diggle, Andrew; Bradshaw, John (tháng 8 năm 2016). “Formation and physical properties of uranium hydride under conditions relevant to metallic fuel and nuclear waste storage”. Journal of Nuclear Materials. 477: 236–245. doi:10.1016/j.jnucmat.2016.04.057. ISSN 0022-3115.
  34. ^ Delegard, Calvin H.; Schmidt, Andrew J. (25 tháng 9 năm 2008). “Uranium Metal Reaction Behavior in Water, Sludge, and Grout Matrices”. Chú thích journal cần |journal= (trợ giúp)
  35. ^ HOWELL, R. H.; COLMENARES, C.; MCCREARY, T. (19 tháng 6 năm 1984). “ChemInform Abstract: OXIDATION AND HYRIDING OF URANIUM STUDIED BY POSITRON ANNIHILATION”. Chemischer Informationsdienst. 15 (25). doi:10.1002/chin.198425039. ISSN 0009-2975.
  36. ^ Kaminski, M D (21 tháng 2 năm 2002). “Batch Tests with unirradiated uranium metal fuel program report”. Chú thích journal cần |journal= (trợ giúp)
  37. ^ Banos, A.; Scott, T. B. (11 tháng 6 năm 2020). “The kinetics and mechanism of the uranium hydride - water vapour system under ambient conditions”. Scientific Reports (bằng tiếng Anh). 10 (1): 9479. doi:10.1038/s41598-020-66462-3. ISSN 2045-2322.