Термоядерное оружие

Глава 4. ПРОИЗВОДСТВО ВЕЩЕСТВ ДЛЯ ТЕРМОЯДЕРНЫХ БОМБ

Для производства термоядерного оружия необходимы вещества, которые раньше либо совсем не производились промышленностью, либо производились в небольших количествах и недостаточной чистоты. Ныне все эти вещества изготовляются атомной промышленностью в таких количествах, которые полностью обеспечивают производство термоядерного оружия. Рассмотрим методы производства важнейших веществ, которые необходимы для изготовления термоядерного оружия, а именно: изотопов урана 233 и 235, плутония 239, тяжелого водорода — дейтерия, сверхтяжелого водорода — трития и изотопов лития.

Уран в небольших количествах встречается почти повсюду в земной коре. Медленный распад этого элемента связан с непрерывным выделением энергии, которая играет важную роль в поддержании температуры земного шара. Однако для экономически выгодной добычи урана в настоящее время используются преимущественно такие руды, в которых содержится не менее 0,1% урана.

Наиболее известные месторождения урана имеются в Чехословакии, Бельгийском Конго (Африка), Канаде, США, Австралии и в ряде других стран (рис. 18). Месторождения тория известны в Индии, Бразилии, Индонезии, Австралии и других странах. Об открытых за последние 10–15 лет урановых и ториевых месторождениях СССР, Китая и ряда стран народной демократии и о высоком качестве и богатстве этих месторождений свидетельствуют экспонаты выставки, которая была организована в 1955 году в Женеве на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Ряд образцов советских урановых руд выставлен также в Атомном павильоне на постоянной промышленной выставке в Москве.

Природный уран — смесь изотопов. Урана 235 в нем 0,72%, а урана 238 — 99,28%. Других изотопов урана в природном уране так мало, что их можно не принимать в расчет.

Ядерным горючим является изотоп — уран 235. Выделить его из природного урана химическими методами очень трудно, так как все изотопы урана обладают практически одинаковыми химическими свойствами.

Из физических методов разделения изотопов урана наиболее дешевым оказался диффузионный метод. Диффузией называется проникновение вещества в окружающую среду. Диффузия может происходить и через пористые перегородки. Не все вещества диффундируют с одинаковой скоростью. Чем легче частицы вещества (молекулы), тем быстрее они распространяются. Если бы можно было приготовить соединения урана, которые хорошо испаряются при сравнительно низких температурах, то, заставив такие вещества проникать сквозь пористые перегородки, можно было бы разделить изотопы урана: соединения, содержащие более легкий изотоп, диффундировали бы несколько быстрее.

Такое при обычных условиях твердое соединение урана, давление пара которого равно 1 атм при 54,6° C, существует — это фтористый уран UF₆. В настоящее время известны химические методы получения из урановых руд фтористого урана. Это соединение весьма ядовито, поэтому при работе с ним приходится соблюдать ряд предосторожностей.

Если фтористый уран, приготовленный из природного урана, заставить в виде пара проникать через специально приготовленную пористую перегородку, как показано на рис. 19, и отделить 60% вещества, которое прошло сквозь перегородку, от тех 50%, которые еще не успели продиффундировать, то оказывается, что первая часть несколько обогащена легким изотопом урана, а во второй части содержание легкого изотопа понижено. Если из первой части химическими методами выделить металлический уран, то в нем окажется уже не 0,720% урана 235, а около 0,722%. Если такой несколько обогащенный фтористый уран заставить еще раз диффундировать через пористую перегородку и снова отделить первую часть, то содержание в ней урана 235 опять немного повысится. Необходимо произвести несколько тысяч таких последовательных обогащений фтористого урана, чтобы в конце концов получить продукт, содержащий уран 235 почти без примеси урана 238.

Для постройки таких газодиффузионных заводов необходимо изготовить надежно работающие пористые перегородки, огромное количество труб различных диаметров из нержавеющих материалов, большое число насосов различной величины для перекачивания газов и к ним электромоторы различной мощности. Длина трубопроводов на таком заводе исчисляется сотнями километров, причем все соединения труб и насосов не должны пропускать наружу даже следов фтористого урана. Все операции на таком заводе должны быть автоматизированы.

Потребляя большие количества фтористого урана, завод диффузионного разделения выдает два продукта — фтористый уран, содержащий почти чистый уран 235, и фтористый уран, сильно обогащенный ураном 238.

На металлургическом заводе из первого продукта выделяют уран 235 небольшими порциями, масса которых меньше критической. Из второго продукта выделяется уран, содержащий около 99,7% урана 238. Первый продукт является весьма ценным ядерным горючим. Второй же продукт в течение ряда лет считался отходом и почти не находил применения.

Сравнительно недавно найден был способ использовать этот продукт для изготовления трехфазных урановых бомб. Кроме того, уран 238 может быть использован в атомных реакторах, воспроизводящих ядерное горючее.

Завод диффузионного разделения изотопов урана — огромное предприятие, оснащенное передовой техникой и полностью автоматизированное. Такой завод потребляет большое количество электроэнергии, так что обслуживающая его электростанция должна иметь мощность порядка 1 млн. квт. В атомной промышленности часто пользуются не природным ураном, а обогащенным, содержащим повышенный процент урана 235.

На диффузионном заводе обогащенный уран можно получать, если значительно уменьшить число ступеней обогащения. Ясно, что постройка и эксплуатация такого завода должна стоить значительно дешевле, чем постройка и эксплуатация завода, на котором получается чистый изотоп урана 235.

Плутоний — химический элемент, который в земной коре содержится в совершенно ничтожном количестве. Он получается искусственно в результате облучения урана нейтронами. Быстрые нейтроны, попадая в ядра урана 238, вызывают его деление, а медленные нейтроны поглощаются ядрами урана 238, причем получается новый изотоп урана — уран 239 — по реакции

Избыток энергии выделяется при этом в виде гамма-излучения. Изотоп U²³⁹ радиоактивен. Он распадается, испуская бета-частицы, период его полураспада равен 23,5 минуты. Распад U²³⁹ происходит по уравнению

Образовавшийся элемент № 93 получил название нептуний. Изотоп нептуния Np²³⁹ также радиоактивен. Его период полураспада равен 2,3 дня. Распадаясь, он выбрасывает бета-частицу по уравнению

В результате бета-распада нептуния образуется изотоп нового элемента — плутония.

Искусственно получаемый изотоп плутония ₉₄Pu²³⁹ приобрел огромное значение в атомной технике. Объясняется это тем обстоятельством, что он является прекрасным ядерным горючим, может производиться в достаточно больших количествах из доступного сырья и хотя является неустойчивым, но распадается с испусканием альфа-частиц очень медленно: его период полураспада равен 24 000 лет.

Для производства плутония необходимо каким-нибудь способом получать медленные нейтроны и бомбардировать ими уран 238. Такие процессы осуществляются в ядерных реакторах. Часть образующихся при этом нейтронов замедляется специальным замедлителем и поглощается ураном 238. Получающийся уран 239 распадается с образованием нептуния 239, а последний в свою очередь, распадаясь, превращается в плутоний 239. Так как в качестве основного исходного продукта в большинстве работающих в настоящее время ядерных реакторов применяется уран, то эти установки называются урановыми реакторами (или котлами).

Схема ядерного реактора приведена на рис. 20. Центральная часть реактора, его активная зона, состоит из графитового замедлителя — кирпичей 1, в которых имеются каналы. В эти каналы вставляются тепловыделяющие элементы 2, представляющие собой стержни или пластины, изготовленные из обогащенного урана. Блоки урана имеют небольшие размеры, так что быстрые нейтроны, образующиеся при делении урана 235, вылетают из тепловыделяющих элементов наружу и попадают в графит.

Графит почти не поглощает нейтроны и является хорошим замедлителем. Сталкиваясь с ядрами углерода, из которого состоит графит, нейтроны теряют энергию и после нескольких десятков столкновений двигаются со сравнительно малой скоростью. Медленные нейтроны, попадая в тепловыделяющие элементы, поглощаются ураном 235 и вызывают его деление. При каждом делении урана 235 взамен одного поглощенного нейтрона образуется два или три новых. Поэтому при правильно рассчитанной конструкции реактора в нем может возникнуть цепная реакция.

Предположим, что в ядерном реакторе имеется 100 нейтронов. Если это «поколение» нейтронов в результате поглощения ураном и других процессов исчезает и вместо него при делении ядер урана образуется новое поколение, например 101 нейтрон, то число нейтронов в результате цепной реакции с течением времени будет возрастать. При этом выделяется огромное количество энергии, тепловыделяющие элементы и графит так быстро разогреваются, что может произойти серьезная авария. Чтобы исключить такую возможность, в графитовой кладке заранее оставляют каналы, в которые погружают специальные компенсирующие стержни 3. Эти стержни изготовляют из материалов, которые хорошо поглощают медленные нейтроны. В качестве таких материалов можно применять металлы: кадмий или гафний, а также бористую сталь или карбид бора.

Для регулировки процесса в ядерном реакторе служат изготовленные из вышеуказанных материалов специальные регулировочные стержни 4, также перемещающиеся в каналах в графитовой кладке.

Часть медленных нейтронов, беспорядочно двигающихся в графитовом сердечнике, подходит к поверхности кладки, вылетает из нее наружу и не принимает больше участия в цепной реакции. Для борьбы с утечкой нейтронов из реактора сердечник последнего окружается толстым слоем графита 5, который играет роль отражателя нейтронов. Благодаря отражателю ядерное топливо в урановом котле используется значительно полнее.

При делении урана образуются гамма-лучи, уносящие с собой часть освобождающейся энергии. Гамма-лучи испускаются также при распаде радиоактивных изотопов, образующихся при делении урана. Гамма-лучи, попадая в организм человека, животных и растений, в значительных количествах оказывают вредное биологическое действие. Вредно действуют на человека и животных также нейтроны, которые в большом количестве образуются в ядерном реакторе.

Для защиты обслуживающего персонала от гамма-лучей и нейтронов ядерный реактор окружается толстой стеной 6 из специального бетона.

Мы знаем, что при делении урана освобождается большое количество энергии, значительная часть которой выделяется в виде тепла. Ядерный реактор, в котором делится 1 кг урана в сутки, развивает тепловую мощность около 1 млн. квт. Если выделяющееся тепло не отводить, то реактор вскоре перегреется, отдельные части его расплавятся и произойдет авария. Поэтому существенной частью каждого ядерного реактора является система охлаждения. На рис. 20 показана труба 7, через которую подводится к реактору холодная вода или другой охладитель, и труба 8, через которую он отводится. Внутри ядерного реактора охладитель распределяется по многочисленным трубкам, которые подводят его к отдельным тепловыделяющим элементам.

Рассмотрим теперь несколько подробнее процессы, происходящие при замедлении нейтронов. Большинство образующихся при делении урана 235 нейтронов влетают в графитовый замедлитель, имея скорость около двадцати тысяч километров в секунду (за 2 секунды такой нейтрон мог бы облететь вокруг земного шара). После нескольких десятков столкновений с ядрами замедлителя они растрачивают свою энергию, причем скорость их уменьшается в 10 000 раз, то есть до 2 км/сек. Первые нейтроны называются быстрыми, а вторые — медленными.

Многочисленные опыты показали, что уран 238 делится лишь быстрыми нейтронами (со скоростями не менее 20 000 км/сек), а уран 235 и плутоний 239 делятся и быстрыми и медленными (медленными даже с большей вероятностью).

Так как медленные нейтроны не только с большей вероятностью делят уран 235, но также с большей вероятностью захватываются почти всеми химическими элементами, то замедлитель и уран должны быть хорошо очищены от примесей. Примеси, захватывая нейтроны, мешают развитию цепной реакции.

Как следует из сказанного, процесс в ядерном реакторе сводится к тому, что в тепловыделяющих элементах постепенно расходуется, «выгорает» уран 235 и накапливается новое ядерное горючее — плутоний 239. В результате деления урана 235 в тепловыделяющих элементах накапливаются также продукты деления.

Чтобы ядерный реактор мог продолжать работу, необходимо отработанные тепловыделяющие элементы полностью или частично заменять новыми. В отслуживших элементах содержится большое количество урана 238, остатки невыгоревшего урана 235, «осколки» деления и образовавшийся плутоний 239. Эти топливные элементы поступают на специальный химический завод, где из них химическими методами выделяют чистые соединения плутония и удаляют «осколки» деления. Вещества, содержащие ценное ядерное горючее — плутоний, направляют на металлургический завод, где производится выделение чистого металлического плутония.

В ядерном реакторе мощностью 100 000 квт в течение суток получается примерно 60–100 г плутония. «Осколки» деления в качестве компактных источников излучения или меченых атомов могут быть использованы для контроля производственных процессов, для лечения и распознавания ряда заболеваний в медицине, для изучения процессов развития растений в сельском хозяйстве и для научных исследований. Расширение применения «осколков» деления и других радиоактивных изотопов для указанных целей рекомендуется директивами XX съезда КПСС по шестому пятилетнему плану.

В капиталистических странах ведутся работы по использованию «осколков» деления в качестве боевых радиоактивных веществ.

Остающиеся после выделения плутония и «осколков» деления вещества, содержащие уран 238, подвергаются очистке и направляются на металлургический завод, где из них готовят металлический уран.

Рассмотрим процессы, в которых участвуют нейтроны по мере их замедления. На рис. 21 изображена полоса, ширина которой схематично показывает количество нейтронов. Вначале нейтроны имеют скорость в среднем 20 000 км/сек. При этой скорости небольшая часть нейтронов производит деление урана. Получаются «осколки» деления, а число нейтронов возрастает приблизительно на 3%. Часть нейтронов уходит из активной зоны реактора и теряется, не принимая участия в процессе. Отражатель позволяет сохранить для участия в процессе часть нейтронов, отражая их обратно в активную зону. Нейтроны средних скоростей с большой вероятностью поглощаются ураном 238 (в конечном итоге получается плутоний).

Медленные нейтроны захватываются примесями, «осколками» деления, материалом регулировочных стержней и различными материалами конструкций реактора. Некоторая часть медленных нейтронов захватывается ураном 235, который превращается в уран 236. Лишь остальные медленные нейтроны (около 40% от начального числа быстрых нейтронов) производят деление урана 235. Так как при каждом делении образуется в среднем 2,5 быстрых нейтрона, то в результате получается столько же быстрых нейтронов, сколько было вначале. Таким образом, при указанных соотношениях число нейтронов сохраняется постоянным.

Реакторы, работающие на медленных нейтронах, в настоящее время имеют наибольшее распространение. Однако существуют также реакторы на быстрых нейтронах, работающие без замедлителя. В реакторах на быстрых нейтронах применяется небольшое количество почти чистого ядерного горючего. Эти реакторы появились лишь недавно, но их изучение и строительство развиваются очень быстро, так как они имеют ряд преимуществ по сравнению с реакторами на медленных нейтронах.

Кроме урановых реакторов, существуют ториевые реакторы. Топливные элементы этих реакторов изготовлены из металлического тория, содержащего 1,5–5% какого-нибудь ядерного горючего, например урана 235. Процессы, происходящие в ториевом реакторе, весьма похожи на процессы в урановом реакторе. Получающиеся в ториевом реакторе в результате деления ядер урана 235 нейтроны замедляются, и часть их поглощается торием 232, который превращается в торий 233. Последний распадается, испуская бета-частицу, и превращается в протактиний 233. Протактиний 233 в свою очередь распадается с испусканием бета-частицы, причем образуется уран 233. Последний изотоп распадается очень медленно (его период полураспада равен 160 000 лет) и прекрасно делится при захвате как быстрых, так и медленных нейтронов. Поэтому он наряду с ураном 235 и плутонием 239 является ядерным горючим. Хотя в настоящее время уран 233 получается лишь в опытных ядерных реакторах, но в будущем это ядерное топливо несомненно приобретет большое значение.

Ториевые минералы встречаются в ряде мест, причем торий встречается в земной коре чаще, чем уран.

Ядерные реакторы до последнего времени служили главным образом для производства ядерного горючего — плутония из природного урана. Советский Союз практически указал миру другое использование ядерных реакторов — для создания промышленных атомных электростанций.

Сверхтяжелый водород — тритий в природе существует в ничтожных количествах. Он образуется в верхних слоях атмосферы под влиянием космических лучей.

Основной реакцией образования трития является реакция быстрых космических нейтронов с азотом:

Однако накопиться в заметных количествах тритий не может, так как является радиоактивным изотопом с периодом полураспада 12,4 года. При распаде он выбрасывает бета-частицу, превращаясь в гелий:

Искусственное получение трития основано на реакции медленных нейтронов с ядрами легкого изотопа лития ₃Li⁶:

Для получения трития в больших количествах природный литий, являющийся смесью двух изотопов — лития 6 и лития 7, помещают в ядерный реактор, используя его вместо части компенсирующих стержней. Под действием медленных нейтронов литий 6 превращается постепенно в тритий и гелий.

Получающийся в реакторе тритий частично растворяется в литии и образует с ним химическое соединение — гидрид лития, в котором с атомом лития соединен атом трития (LiT). Из гидрида лития выделить тритий очень трудно, так как это устойчивое соединение даже при сильном нагревании разлагается с трудом. Поэтому в реакторе невыгодно облучать металлический литий. Раньше облучали соль лития — фтористый литий (LiF). В последнее время применяют сплавы лития с магнием, из которых тритий выделить легче.

Тритий — газ. Для хранения и употребления его обычно переводят в тритиевую воду (Т₂О), которую получают сжиганием трития в кислороде или в воздухе.

Получение трития в ядерных реакторах сопряжено с уменьшением производства плутония, так как введение лития с целью получения трития вызывает дополнительный расход ядерного горючего без соответствующего образования плутония. Производство в ядерном реакторе 1 кг трития сопряжено с уменьшением производства плутония примерно на 80 кг. Кроме того, получение трития требует огромных затрат энергии и сырья — урана.

В период начала работ по созданию термоядерного оружия в США 1 кг трития стоил 500 млн. долларов. Для получения 1 кг трития требовалось 11–12 т металлического урана; для ежедневного производства 2 г трития нужно было 10 кг урана 235 и реактор мощностью в 1 млн. квт. Гигантский завод, производящий тритий, должен был работать два с половиной года, чтобы создать количество трития, необходимое для одной водородной бомбы (очевидно, дейтериево-тритиевой). Теперь производство трития обходится значительно дешевле. Но и в настоящее время стоимость трития в США еще в тысячи раз выше стоимости газообразного дейтерия и составляет сотни тысяч долларов за 1 кг.

Природная вода, в водороде которой обычно содержится 0,014% дейтерия, является самым удобным сырьем для получения дейтерия. Вода доступна, и ее запасы практически неисчерпаемы.

Получение дейтерия в чистом виде связано с необходимостью разделения изотопов водорода.

Задача разделения изотопов водорода несравненно проще, чем других элементов. В самом деле, дейтерий тяжелее обычного водорода в 2 раза, тогда как, например, изотоп урана U²³⁸ тяжелее изотопа U²³⁵ менее чем на 1,3%. Поэтому ряд физических свойств (плотность, теплопроводность и др.) соединений тяжелого и легкого водорода заметно различаются, тогда как у соединений двух изотопов урана такие различия практически отсутствуют. Так, например, плотность тяжелой воды D₂O равна 1,1079 г/см³, кипит она при 101,42° C и замерзает при 3,802° C.

Благодаря такому различию в свойствах тяжелая вода может быть сравнительно просто отделена от обычной воды перегонкой (за счет различия в температурах кипения), а также электролизом. Таким образом, выделять дейтерий из воды в концентрированном виде можно различными методами.

Раньше всего был разработан метод, основанный на разложении воды электрическим током. Как известно, при этом вода распадается на водород и кислород. Опыты показали, что обычная вода Н₂О гораздо легче разлагается электрическим током, чем тяжелая вода D₂O. Поэтому содержание дейтерия в водороде, выделяющемся при электролизе, примерно в 5 раз меньше, чем его относительное содержание в подвергающейся разложению воде.

Ясно, что при электролизе остающаяся неразложенной вода все больше и больше обогащается дейтерием. Этот метод позволяет в конце концов получить воду, водород которой содержит более 99% дейтерия и лишь около 1% обычного водорода. Такой метод получения тяжелой воды может применяться только в тех странах и районах, где велико производство электроэнергии и она дешевая.

Второй метод основан на том, что обычная вода кипит при несколько более низкой температуре, чем тяжелая вода. Поэтому легкую воду можно отделить от тяжелой воды при помощи многократной перегонки. Таким образом, на опытных установках удавалось повышать содержание дейтерия в водороде воды от 0,014% до 88–92%. Дальнейшее концентрирование дейтерия целесообразнее производить путем электролиза.

Преимуществом метода перегонки является возможность получать большие количества дейтерия, а также простота оборудования. Однако недостатком метода является его дороговизна, связанная с огромным расходом тепла для многократного испарения больших количеств воды.

Также экономически невыгодными оказались методы перегонки при очень низких температурах водорода, полученного из воды и содержащего 0,014% дейтерия.

Наиболее целесообразным методом получения дейтерия оказался химический метод. Этот метод основан на том, что дейтерий из газообразного водорода, где его атомы соединены в пары с атомами протия, стремится соединиться с кислородом и перейти в воду (HDO) по реакции

Эта реакция происходит довольно быстро при 500° C, а в присутствии катализаторов[10] даже при 100° C.

В качестве катализаторов для этой цели применяются металлический палладий, платина, нанесенная на уголь, или никель с окисью хрома.

Схема заводской установки для получения воды, обогащенной дейтерием, показана на рис. 22. Пары воды смешиваются с водородом и поступают в первую колонну, в которой расположены слои катализатора. Проходя через этот аппарат, вода постепенно обогащается дейтерием. Водород входящего в колонну водяного пара содержит 0,014%, а выходящего — 0,02% дейтерия (на рисунке процентное содержание дейтерия в воде всюду дано по отношению к водороду воды).

Зато содержание дейтерия в водороде уменьшается: входящий водород содержит 0,01%, а выходящий — 0,005% дейтерия. Выходящие из колонны пары воды отделяются от водорода при помощи холодильников 3, причем в конденсаторе образуется жидкая вода, а водород уходит. Далее вода поступает в кипятильник 4, где она испаряется, после чего попадает во вторую колонну. Здесь она смешивается с водородом, содержащим 0,03% дейтерия. В результате реакции водород воды обогащается дейтерием до 0,04%, а в свободном водороде содержание дейтерия уменьшается. Процесс обогащения воды дейтерием повторяется в третьей, четвертой и пятой колоннах, как показано на рисунке. Из пятой колонны выходит вода, водород которой содержит 1,5% дейтерия. Эта вода направляется в электролизер 5, в котором путем электролиза содержание дейтерия в водороде воды доводится до 5%. Дальнейшее концентрирование дейтерия производится на электролизном заводе указанным выше методом.

Этот химический метод получения тяжелой воды и дейтерия в настоящее время является самым выгодным. Благодаря большому числу научных работ по выделению дейтерия, проведенных в СССР, США и других странах, стоимость получения дейтерия за последние годы значительно понизилась. По сообщениям американской печати, к моменту начала первых испытаний термоядерного оружия 1 кг тяжелой воды стоил около 5000 долларов. В настоящее время ее цена значительно уменьшилась. По сообщениям печати, стоимость 1 кг тяжелой воды составляет около 200 долларов, а 1 кг газообразного дейтерия — 1000 долларов.

Литий — серебристо-белый металл, при наличии загрязнений имеющий обычно желтоватый оттенок. Отличается небольшим удельным весом (0,53), малой твердостью, низкой температурой плавления (186°) и кипения, высокой электропроводностью. Литий — активный элемент; с кислородом и азотом он соединяется при обычной температуре, а с водородом — при нагревании; легко растворяется в кислотах и энергично разлагает воду с выделением водорода.

Литий за последние годы приобрел большое значение в атомной технике. Несколько лет назад мировое производство литиевых соединений было весьма ограничено. Соединения лития применялись при изготовлении некоторых керамических изделий, для улучшения свойств смазочных масел, для приготовления флюса, применяющегося при сварке алюминия, для изготовления щелочных аккумуляторов и сухих батарей и в небольших количествах в металлургии для удаления газов, растворенных в металле. На все эти нужды в США расходовалось в год около 3000 т углекислого лития.

В 1955/56 году производство углекислого лития в США возросло до 20 000 т в год, из которых 17 000 т было закуплено правительством США для секретных целей, очевидно, для производства тритиевого и литиевого термоядерного оружия. Из 17 000 т углекислого лития можно выделить более 100 т металлического лития 6.

Наиболее распространенные в природе минералы, содержащие литий — сподумен (Li₂O∙Al₂O₃∙4SiO₂) и лепидолит (LiF∙KF∙Al₂O₃∙3SiO₂). Наиболее богатые месторождения этих минералов находятся в Родезии, Канаде и США.

Для выделения лития из его руд в настоящее время применяются два процесса.

Первый процесс сводится к сплавлению литиевых минералов с известью, в результате чего получается едкий литий (LiOH). При этом приходится перерабатывать большие объемы материалов во вращающихся печах, но зато применяющееся сырье (известь) сравнительно дешево.

Второй процесс основан на прокаливании литиевых минералов при температуре 1100° C, после чего продукт обрабатывается концентрированной серной кислотой. Получающийся сернокислый литий растворяется в воде. После обработки содой получается нерастворимый в воде углекислый литий. Этот метод менее громоздок, чем первый, но он более сложен и при его проведении приходится затрачивать более ценное сырье.

Полученные вышеописанными методами соединения лития легко могут быть переведены в соль LiCl, которая при нагревании плавится и разлагается электрическим током на металлический литий и хлор.

Металлический литий содержит 92,6% изотопа ₃Li⁷ и 7,4% изотопа ₃Li⁶. Для разделения изотопов лития можно применять те же методы, которые применяются для разделения изотопов водорода — метод электролиза, метод перегонки и метод химического обмена.

Кроме того, изотопы лития можно разделить электромагнитным методом. Последний метод основан на том, что пучок быстролетящих ионов лития под действием магнитного поля разделяется на два пучка, один из которых содержит ионы ₃Li⁶, а другой более тяжелые ионы ₃Li⁷. Применяющиеся на практике методы разделения изотопов лития в литературе не описаны.