Имеется опыт использования обеднённого урана для производства гироскопов, изготовления радиационной защиты (γ-излучение) – для защиты, например, дефектоскопов, для которых общий объём защиты имеет решающее значение (например, для контроля труб сравнительно небольшого диаметра просвечиванием изнутри). В этом случае уран предпочтительнее свинца, несмотря на различие цен (уд. масса Pb     11,34 г/см³).

Смешанные оксиды урана и мышьяка на кремниевом носителе используются в качестве катализатора процесса окисления пропилена и аммиака для производства акрилонитрила. Мировое потребление для этой цели в 1978 г. оценивалось в 200 т обеднённого урана.

Радиоактивность (хотя и слабая) обеднённого урана ограничивает области его применения чаще используется нерадиоактивный вольфрам, несмотря на его более высокую стоимость.

Обеднённый уран облучается в реакторах-бридерах (на быстрых нейтронах) для производства плутония-239. Технология плутония является предметом курса «Технология отработавшего ядерного топлива». В реакторах на быстрых нейтронах может использоваться также торий для производства изотопа урана-233.

Как было отмечено выше, протекание процесса деления ядра урана сопровождается выделением тепла. Уран, в котором протекает цепная реакция, нагревается. Этот процесс сопровождается образованием значительного количества радиоактивных веществ (осколков). В связи с этим использование выделившегося тепла непосредственным контактом нагретого урана с нейтральным теплоносителем (водой) невозможно – произойдёт радиоактивное загрязнение теплоносителя. Необходимо отделить радиоактивный уран от охлаждающей воды. Обычно для этой цели изготавливают тепловыделяющий элемент (твэл), представляющий собой трубку (перегородку между водой и ураном), в которую помещают таблетки из диоксида урана или металлического урана. Снаружи она омывается водой. Необходимое количество таких трубок, собранных вместе, составляет активную зону реактора. К материалу перегородки предъявляются чрезвычайно высокие, разнообразные и часто противоречивые требования. В работающем ядерном реакторе температура внутри твэла, в центральной его части (внутри таблеток диоксида урана) достигает 2000 °С и более, температура у перегородки, омываемой с другой стороны водой, составляет 700–800 °С. Плотность потока тепловых нейтронов внутри активной зоны достигает (5–8)·10¹³ нейтр/(см²·с). Твэлы чаще всего представляют собой металлические трубки сравнительно небольшого диаметра. Толщина стенки должна быть достаточно малой для обеспечения хорошей теплопередачи; с другой стороны, стенка должна обеспечивать надёжное разделение урана и теплоносителя. Металл перегородки не должен взаимодействовать с оксидом урана, оксидами осколочных элементов, выдерживать значительные тепловые нагрузки. Основным теплоносителем является вода, температура которой в некоторых типах реакторов достигает 300 °С и более, при этом давление повышается до 30 МПа. В активной зоне протекают разнообразные химические реакции и превращения веществ: радиационное повреждение материалов (увеличение числа дефектов кристаллической решётки, разрыв химических связей, изменение физических свойств, протекание ядерных реакций и т.п.). Взаимодействие металла с водой в жёстких условиях приводит к образованию гидроксидов, солей. На поверхности твэла образуются различного типа отложения.

При этом основным свойством материала перегородки должно быть малое сечение захвата тепловых нейтронов. Считается, что для обеспечения цепной реакции сечение захвата медленных нейтронов конструкционных материалов активной зоны ядерного реактора, работающего на природном или слабообогащённом уране, не должно превышать 2 барн. Из рассмотрения табл. 6 можно заключить, что такими материалами могли бы быть бериллий, магний, алюминий, цирконий, ниобий. Бериллий, являющийся наиболее приемлемым с точки зрения его ядерных свойств, относительно мало распространён, так как отличается высокой стоимостью, имеет ограниченную пластичность и, в связи с токсичностью, требует специальных методов обработки. Алюминиевые и магниевые сплавы используются в качестве материалов для оболочек тепловыделяющих элементов некоторых типов реакторов с газовым охлаждением, однако вследствие низких температур плавления и неудовлетворительных характеристик ползучести они не могут быть использованы в энергетических реакторах с водяным теплоносителем. Сечение захвата тепловых нейтронов ниобия требует сравнительно высокой степени обогащения урана. Малое нейтронное сечение и высокая точка плавления циркония наряду с высокой сопротивляемостью коррозии делают цирконий уникальным конструкционным материалом для активной зоны энергетических реакторов на медленных нейтронах.

Цирконий также можно использовать для разбавления уранового топлива в реакторах. Однако при температуре около 500 °С цирконий теряет механическую прочность, стойкость против действия перегретой воды и пара высоких параметров. В связи с этим были разработаны специальные сплавы на основе циркония, исправляющие этот недостаток основного металла. За рубежом наибольшее распространение в ядерном реакторостроении получила группа сплавов типа «циркалой».

Циркониевые сплавы – безальтернативный конструкционный материал активных зон легководных реакторов. В международном соревновании стран ядерного клуба становится все более очевидным следующее: обладатель лучшего циркониевого сплава будет иметь наилучшее топливо и активную зону, получит оптимальные перспективы для поставки своих реакторных установок за рубеж. В табл. 4 представлены данные по истории создания и составу циркониевых сплавов различных стран мира. Из табл. 4 видно, что в основе современных конструкционных сплавов циркония лежит состав, принятый ранее в СССР (Zr–Nb сплав с добавлением некоторых других компонентов – Э-635).

Таблица 4