注册核安全工程师考前培训综合

注册核安全工程师考前培训综合第1页/共85页2023/4/162

引

言

依据《民用核安全设备监督管理条例》（国务院第500号令）民用核安全设备是指在民用核设施中使用的执行核安全功能的设备，包括核安全机械设备和核安全电气设备。民用核安全设备是民用核设施安全防护实体屏障的核心，其质量和可靠性直接关系到核设施的安全稳定运行。第2页/共85页2023/4/163

第一节民用核安全设备的特殊性1、设计基准的确定原则不同。必须考虑在设计基准事故工况下仍能可靠地执行其规定的安全功能。2、所有应用于设计和验证的计算分析软件和验证设施（试验台架、回路等）需通过国家核安全监管部门的认可。3、设备必须根据相关要求进行设备鉴定。在事故工况下，设备的可运行性和功能能够满足预定的要求。4、设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等,必须采用成熟的且经过验证的技术或工艺。5、设备的设计、制造、安装和无损检验的单位，必须通过HAF601或HAF604资格审查。6、设备的设计、制造、安装和无损检验的单位，必须建立满足HAF003的要求的质量保证体系，并在有效控制之下。

7、设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等，必须在国家核安全监管部门的监督下，处于严格受控状态。8、核电站核岛主设备：反应堆压力容器(压力壳)、蒸汽发生器、稳压器等部件，需考虑冷却剂腐蚀、核裂变中子辐照、冷却剂冲刷及振动等恶劣环境工作40-60年。9、部分二回路管道设备，由于蒸汽流量速度大得多，必须考虑引起流体加速腐蚀(FAC)特殊问题。10.《民用核安全设备监管条例》由报国务院标准化主管部门发布。《民用核安全设备行业标准》由国务院核行业主管部门组织拟定，经国务院核安全监管部门认可，由国务院核行业主管部门发布，并报国务院标准化主管部门备案。”第3页/共85页2023/4/164

第二节民用核安全设备的核安全分级要求

《核动力厂设计安全规定》（HAF102）中明确规定了：“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，包括仪表和控制软件，然后根据其安全功能和安全重要性进行分级。它们的设计、建造和维修必须使其质量和可靠性与这种分级相适应”。第4页/共85页2023/4/165核电厂的机械设备分为核安全1级、核安全2级、核安全3级和非核安全级1、核安全1级：主要包括组成反应堆冷却剂系统压力边界的所有设备（反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧、控制棒驱动机构的壳体、主管道等）

2、核安全2级：主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备。（冷却剂压力边界的小直径(DN<10.4mm)的高能管道和阀门、安全壳隔离阀门、余热排出系统部件、喷淋系统的主要部件、安全注射系统部件、安全壳贯穿件、氢气控制和监测系统等）

3、核安全3级：主要是指下述一些系统的设备。（提供硼酸的部件；给水系统处于安全壳外的部分；乏燃料贮存池冷却水系统中的重要部件；用水系统和设备冷却水系统的管道、阀门、泵等）第5页/共85页2023/4/166第三节民用核安全设备标准

（一）国内核安全设备标准我国秦山第一、秦山第三和在建的山东海阳等核电厂执行的是美国ASME规范；大亚湾、岭澳和在建的辽宁红沿河、广东阳江等核电厂执行的是法国《压水堆核岛机械设计建造规则》（RCC-M规则），连云港田湾核电厂执行俄罗斯的ΠΗΑЭΓ标准。

（二）美国ASME规范体系机械工程师协会（ASME三年修订一次）、材料与试验协会（ASTM）、电气和电子工程师协会（IEEE）、核学会（ANS）等

（三）法国RCC-M规范体系核电厂RCC规范系列包括RCC-P、RCC-G、RCC-M、RSEM、RCC-E（核岛机械设备）、RCC-I和RCC-C等，覆盖了核电厂系统、构筑物、机械设备、在役检查、电气设备、防火、燃料组件等几乎全部的核电厂领域。

（四）俄罗斯核电厂标准法规（法律法令、核安全法规及导则、专业技术标准）第6页/共85页2023/4/167

第四节民用核安全设备常用金属结构材料（一）金属结构材料（1）黑色金属是指铁和铁的合金。如钢、生铁、铁合金、铸铁等。（2）黑色金属是指铁和铁的合金。如钢、生铁、铁合金、铸铁等。（二）金属结构材料的力学性能：强度、塑性、硬度、冲击韧度和疲劳强度等。

（1）强度强度是在外力作用下，材料抵抗塑性变形和断裂的能力。第7页/共85页2023/4/168

在工程上常用来表示金属材料强度等级的指标有屈服强度和抗拉强度

（1）强度

第8页/共85页2023/4/169图2-13典型的金属拉伸曲线

a、屈服强度b.抗拉强度

第9页/共85页2023/4/1610(2)塑性

(a)伸长率AA=（L1-L0）/L0×100%式中：L0—试样原标距的长度（mm）L1—试样拉断后的标距长度（mm）

(b)断面收缩率ZZ=（A0-A1）/A0×100%式中：A0—试样的原始截面积（mm2）A1—试样断面处的最小截面积（mm2）

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(3)硬度

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金属材料抵抗其它更硬的物体压入其内的能力，叫硬度。

a、布氏硬度（HB）用布氏硬度机测试出来的硬度叫布氏硬度。

图2-15布氏硬度第11页/共85页2023/4/1612注册核安全工程师讲稿提纲

b、洛氏硬度（HR）在洛氏硬度机上测试出来的硬度叫洛氏硬度。

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（4）冲击韧度（ak）第13页/共85页2023/4/1614

（5）疲劳强度疲劳破坏是机械零件失效的主要原因之一据统计，在机械零件失效中大约有80%以上属于疲劳破坏。由于疲劳破坏前没有明显的变形，所以疲劳破坏经常造成重大事故，所以对于轴、齿轮、轴承、叶片、弹簧等承受交变载荷的零件要选择疲劳强度较好的材料来制造。第14页/共85页2023/4/1615

（三）钢材的非铁元素及其对性能的影响结构钢分为分为碳素结构钢和合金结构钢碳素结构钢中往往添加碳、硅、锰、硫、磷。合金结构钢中添加一定量的合金元素，如硅、锰、钼、镍、硌、矾、钛、铌、硼、铅、稀土等其中的一种或几种。其中含量多少对钢材性能影响较大。第15页/共85页2023/4/1616

碳（C）：

超过0.23%时，钢的焊接性能变差，碳量一般不超过0.20%。硫（S）：具有热脆性，使焊接性变差，硫还能降低钢的塑性和冲击韧性。氧（O）：

有害作用同硫，增加钢的脆性硅（Si）：

过量的硅会降低钢的塑性和冲击韧性，恶化钢材的抗腐蚀性和焊接性。

第16页/共85页2023/4/1617铬（Cr）：在结构钢中，铬能显著提高强度、硬度和耐磨性，但同时降低塑性和韧性。铬又能提高钢的抗氧化性和耐腐蚀性，因而是不锈钢，耐热钢的重要合金元素。铝(Al)：铝是钢中常用的脱氧剂。钢中加入少量的铝，可细化晶粒，提高冲击韧性。第17页/共85页2023/4/1618镍(Ni)：镍能提高钢的强度，而又保持良好的塑性和韧性。镍对酸碱有较高的耐腐蚀能力，在高温下有防锈和耐热能力。钒(V)：钒是钢的优良脱氧剂。钢中加0.5%的钒可细化组织晶粒，提高强度和韧性。钒与碳形成的碳化物，可提高在高温高压下抗氢腐蚀能力。氮(N):氮能提高钢的强度，低温韧性和焊接性。氮(N):氮能提高钢的强度，低温韧性和焊接性。第18页/共85页2023/4/1619（四）辐照对金属材料的影响辐照生长：能在一定晶面上聚集，从而造成某些材料沿一定方向的尺寸随辐照而显著变化。辐照生长对各向异性的核燃料(如铀、钚)和结构材料（如石墨、锆）是一个很重要的问题。辐照肿胀：空位和惰性气体原子的聚集可以造成辐照肿胀。它表现为材料的体积和密度随辐照发生变化。核燃料在较高温度时以及快中子堆中的不锈钢都有肿胀问题。辐照蠕变：可以导致蠕变或加速热蠕变。辐照蠕变和辐照剂量或辐照通量有关。辐照硬化和辐照脆化:使金属硬化屈服强度提高等，对反应堆压力壳体钢有重要威胁。第19页/共85页2023/4/1620（五）核安全设备常用钢材秦山一期和秦山二期一台反应堆压力容器选用的就是SA508Gr3钢。出于安全的考虑，法国RCC-M规范对承压零件以及涉及安全功能的非承压零件所用金属材料有相当多的特殊要求。该规范有一套非常完整而系统的体系来规范这些金属材料的生产、采购和使用，具有较好的可操作性。第20页/共85页2023/4/1621

第五节主要民用核安全设备举例（一）反应堆压力容器（日本福岛第一核电厂的反应堆压力容器在极恶劣的环境下也未发生破裂）。反应堆压力容器长期工作在高温（320℃左右）、高压（15.5MPa左右）、含硼酸水介质和高放射性辐照的条件下，属于在核电厂整个寿期内（一般40年至60年）不可更换的设备。

反应堆压力容器是核电厂最关键的部件之一，在核电厂安全分析中，不考虑其失效。

压水堆核电厂反应堆压力容器是一个底部焊有半球形封头的圆筒形承压密封容器。第21页/共85页2023/4/1622反应堆压力容器结构图

压力容器材料要求有较高的机械性能、抗辐照性能和热稳定性，常用材料一般为低合金高强度Mn-Mo-Ni合金钢。第22页/共85页2023/4/1623为了满足压力容器在高温、高压及强辐照条件下工作的特殊要求，考虑到核电厂寿期内冷却剂的流动冲刷，含硼水对材料的腐蚀，耐辐照性能及金属的老化等因素，压力容器材料要求有较高的机械性能、抗辐照性能和热稳定性，常用材料一般为低合金高强度Mn-Mo-Ni铁素体钢高强度低铁素体低合金钢。

（1）压水堆核电厂钢材我国、法、德、日均采用Mn-Ni-Mo钢如采用美国ASMESA-508Gr3Cl1锻件或法国的RCC-MM213116MND5锻件等（这两种材料性质相似）。

AP1000反应堆压力容器也采用ASMESA-508Grade3Cl1锻件和板材制造，筒体壁厚203mm，内部带有5.6mm厚的奥氏体不锈钢（308L）堆焊层。俄罗斯采用Cr-Ni-Mo钢。第23页/共85页2023/4/1624（2）高温气冷堆

高温气冷堆的反应堆压力容器比压水堆的反应堆压力容器要大得多，且形状比较细长。（筒体上段是由厚度为131mm的ASMESA-533B钢板拼焊而成，下段是由厚度为204mm的ASMESA-508Gr3整体锻件焊接而成，下封头是由厚度为83mm的ASMESA-508Gr3锻板热冲压而成）。第24页/共85页2023/4/1625（3）AP1000反应堆压力容器

AP1000反应堆压力容器是由上封头、上筒体、下筒体、过渡段、下封头组成，也采用ASMESA-508Grade3Cl1锻件和板材制造，筒体壁厚203mm，内部带有5.6mm厚的奥氏体不锈钢（308L）堆焊层。下封头、过渡段、下筒体和上筒体焊接在一起。下封头上没有贯穿件，堆芯中子测量仪表从上封头引入，减少了下封头贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。第25页/共85页2023/4/1626（二）反应堆堆内构件压水堆堆内构件由高合金钢制成。主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。1.下部构建第26页/共85页2023/4/1627

2.上部堆内构件第27页/共85页2023/4/1628

（三）控制棒驱动机构控制棒驱动机构包括内部钩爪组件、驱动轴组件、耐压壳组件、磁轭线圈组件和位置指示组件，第28页/共85页2023/4/1629销爪式磁力提升型控制棒驱动机构第29页/共85页2023/4/1630

（四）蒸汽发生器蒸汽发生器（SG）是压水堆核电站一回路和二回路之间的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给二回路，将二回路的给水变成蒸汽，推动汽轮机做功。（立式U形管自然循环蒸汽发生器和卧式自然循环蒸汽发生器）。第30页/共85页2023/4/1631

（五）、稳压器稳压器是对一回路冷却剂系统压力进行控制和超压保护的重要设备，基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。稳压器分为气罐式和电加热式两种。第31页/共85页2023/4/1632立式U形管自然循环蒸汽发生器

第32页/共85页2023/4/1633稳压器

稳压器高强度低合金Mn-Mo-Ni铁素体锻钢制成

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（六）、反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵（简称主泵）是压水堆冷却剂回路系统中唯一高速运转的机械设备，又是十分精密功率强大的设备，属于压水堆电站的关键设备之一。主泵多是立式、单级轴密封泵

第34页/共85页2023/4/1635立式、单级轴密封泵立式冷却剂泵从底部到顶部可分为三个部分，即水力机械部分、轴密封组件部分和电动机部分。第35页/共85页2023/4/1636泵的选用

美国的AP600和AP1000堆型核电站采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，代替传统的一台轴密封泵。高温气冷堆采用氦气作为冷却剂，氦气流动动力来自于氦风机。每个环路2台氦风机，直接位于蒸汽发生器的顶部。大亚湾核动力厂主循环泵是空气冷却、立式、电动、单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。第36页/共85页2023/4/1637

（七）、主管道

压水堆核电站的反应堆冷却剂系统由2～4个环路组成，每条环路包括一台蒸汽发生器、一台主泵和将这些设备与反应堆压力容器连接起来的反应堆冷却剂管道，也称主管道。每条环路中反应堆压力容器与蒸汽发生器之间的主管道称为热管段（热腿），蒸汽发生器与主泵之间的主管道称为过渡段，主泵与反应堆压力容器之间的主管道称为冷管段（冷腿），每个管段上还带有一定数量的接管嘴。

主管道属于厚壁大口径奥氏体不锈钢，对焊接过程要求极为严格，焊缝内不得存在任何宏观或微观焊接缺陷。第37页/共85页2023/4/1638

（八）、安全壳附件（一）安全壳钢衬里在预应力混凝土安全壳内，一般有一层起密封作用钢衬里。安全壳钢衬里一般由底板、截锥体、圆柱形筒体和穹顶组成，形成整体压力“容器”（二）钢制安全壳是安全壳容器式反应堆厂房的一道重要安全屏障，也是非能动安全系统中的重要设备之一。主要受压元件材料为ASMESA738Gr.B，筒体壁厚：44.45、47.6mm，外形尺寸：39624（直径）×65634（高）mm。（三）人员闸门人员闸门是供工作人员经与辅助厂房连接的专用通道以出入安全壳。设有一个应急用人员闸门，供工作人员在应急情况通过更衣室厂房出入安全壳。（四）设备闸门设备闸门贯穿筒节预埋在安全壳混凝土内，并与安全壳钢衬里焊接。（五）安全壳贯穿件安全壳贯穿件包括机械贯穿件和电气贯穿件两类。贯穿件是由一个穿过安全壳混凝土壁面并锚固在混凝土上的钢套管及两个接头构成。第38页/共85页2023/4/1639

安全壳贯穿件第39页/共85页2023/4/1640

（一）硼注箱（二）安注箱第40页/共85页2023/4/1641

（九）、其他核级容器和管道压水堆核电厂各系统中还用到很多核级容器，如硼注箱、安注箱、容积控制箱、卸压箱、硼酸制备箱、浓硼酸卸放箱、设冷水波动箱等。（一）硼注箱硼注箱位于高压安注泵出口，高压安注水经硼注箱进入一回路冷段。硼注箱由筒体、封头、筒式支座、接管和人孔组成。主体材料多为P355GH碳钢，内表面堆焊不锈钢。

（二）安注箱安全壳内每个环路的冷管段上都接着一个安注箱。安注箱为一直立式筒体结构，总容积约50m3，内充2000ppm的含硼水，用加压40～60公斤的氮气覆盖。中压安注为非能动安全系统，不用安注信号启动。当RCP系统压力降到安注箱内压力以下时，由氮气将含硼水压入RCP系统冷段。主体材料多为Z2CN19-10控氮不锈钢。第41页/共85页2023/4/1642（十）、核2、3级泵（1）上充泵/高压安注泵上充泵是化学与容积控制系统的一个重要设备。在正常工况下向反应堆冷却剂系统输送净化水、泄露补充水和主泵轴封水。（2）辅助给水泵辅助给水泵属于专设安全设施，作为主给水系统的后备，当主给水丧失时，一直处于热备用状态的辅助给水泵立即启动向蒸汽发生器二次侧提供给水。

（十一）、核级阀门秦山二期2×650MW核电站中，核级阀门（不包括风阀）就有3500台左右，其中核1级阀门约150台左右（有截止阀、隔膜阀、闸阀、蝶阀、球阀、止回阀、弹簧式安全阀、先导式安全阀等）。

（十二）、核级热交换器核2级的主要有余热排出热交换器、安全壳喷淋热交换器、化容热交换器，核3级的主要有再生热交换器、下泄热交换器、设冷水热交换器等等。

第42页/共85页2023/4/1643（1）余热排出热交换器

余热排出热交换器为立式U型管壳式热交换器。第43页/共85页2023/4/1644（2）再生热交换器

该热交换器是以管内的上充流为冷源进行热量回收，完成下泄流降压前首次冷却降温。（3）板式换热器板式换热器结构紧凑、单位体积设备提供的传热面积大，有利于传热。

第44页/共85页2023/4/1645

谢谢第45页/共85页2023/4/1646

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第五章非堆核燃料循环设施

潘英杰邮箱：panyj@

2013年6月大亚湾

第46页/共85页2023/4/1647引言1.核燃料是指含有易裂变核素，在反应堆内使自持核裂变链式反应得以实现的材料。（它主要有易裂变核素和可转换核素两种成分组成。所谓易裂变核素是指能与慢中子作用而产生裂变的核素。235U、239Pu、和233U，而241Pu也具有良好的裂变性能。可转换核素是指俘获中子后能直接或间接地转变为易裂变核素的核素。238U、232Th，而240Pu、234U也能起可转换核素的作用）。2.核燃料进入核反应堆前的加工过程称为核燃料循环的前段，包括铀矿勘探、开采、提取、精制（纯化）、转化、浓缩、燃料元（组）件制造等过程。3.核燃料循环分为闭路式和开路式两大类第47页/共85页2023/4/1648核燃料循环的模式综合简图第48页/共85页2023/4/16494.铀资源

据估计，地壳中的平均铀含量约为4×10-6，海水含量3×10-9。在地壳表层20公里范围内，铀的总含量大约有4.5亿吨。但是铀的分布很分散，绝大部分铀矿品位很低，目前尚无开采价值。世界上只有扎伊尔与加拿大两国有较高品位的铀矿，矿石中含铀达1－4％。世界其他国家铀矿石含铀量多在0.05－1.0％之间。第49页/共85页2023/4/16505.2011年世界已探明铀资源量(1000吨U)

铀资源级别＜40美元/kg＜80美元/kg＜130美元/kg＜260美元/kg以查明常规资源总量680.93078.5

5327.2

7096可靠资源493.9

2014.8

3455.5

4378.7推断资源187.0

1063.7

1871.7

2717.92302世界低于80美元/kg的铀资源是307.9万吨，低于130美元/kg的铀资源是532.7万吨,世界上各类铀资源总储量将刷新为709.6万吨。第50页/共85页2023/4/16516.全球铀资源的分布第51页/共85页2023/4/16527.

天然铀同位素及有关数据铀同位素放射性及放射量线能量Mev半衰期年所占比份%铀-238(UⅠ)α48.94.184.49×10999.285铀-234(UⅡ)α48.94.762.48×1050.005铀-235(AcU)α2.24.587.17×1080.710第52页/共85页2023/4/1653第一节铀矿地质勘探1.铀矿地质勘探是铀矿开采的基础，通过大量的勘探活动，确定铀矿床类型、矿物组成、成矿原因、水文地质特性、矿体特性、矿床范围、铀品位、矿体形状、资源量和远景储量，并给出有关铀矿的相关参数和数据图、以及各种铀矿地质勘探成果图和相关水文地质和矿山开采等技术资料，为铀矿的开采设计提供可靠的地质储量报告。第53页/共85页2023/4/1654铀矿航空γ测量及野外步行γ测量第54页/共85页2023/4/16552.铀矿找矿按照程序分为地质调查、铀矿普查、揭露三个阶段。(1)地质调查：大范围调查地质构造，根据成矿规律，寻找可能成矿区域、地域和范围。(2)铀矿普查：野外放射性普查、深部天然铀层矿化的放射性测量、矿石的放射性测量。(3)揭露：通过勘探对矿床进行全面工业评价，勘探手段主要是钻探和硐探，当需要进行硐探时，就需要打竖井或坑道对地下矿体进行详细探查和取样，进行实验室放射性测量。确定铀矿床类型、矿物组成、成矿原因、水文地质特性、矿体特性、矿床范围、铀品位、矿体形状、资源量和远景储量。为铀矿山开采设计提供科学依据。第55页/共85页2023/4/1656第二节铀矿开采

铀矿的开采应在充分掌握地质勘查资料和地质报告基础上，根据矿床储量、特点及所在地的实际情况，科学确定矿山建设规模、服务年限。根据矿床地质构造、形态、埋藏深度和赋存状况，矿山地质和水文地质条件，合理选择开拓方案、采矿方法。矿山开采一般采用地下开采、露天开采，或是原地爆破浸出、原地浸出采矿工艺。开采方式选择的目的是安全、环保、合理、经济、最大限度的将铀矿资源从地下回采出来。第56页/共85页2023/4/1657中国版图上的铀矿基地第57页/共85页2023/4/1658选择开采方法的具体要求：第一，经济方面投资和成本的综合经济效益好；基建速度快，能早日获得投资效果；生产能力高，生产效率高，取得较高的产出投入比；资源回收率高，最经济地获得产品。第二，技术方面适应矿床赋存的具体条件、勘探程度、开采技术条件和设备条件；第三，安全和环境保护方面第58页/共85页2023/4/1659地下开采

地下开采一般在矿床离地表较深，采掘比极大的条件下采用。这种方法的工艺过程比较复杂。地下开采的缺点是：采矿劳动强度大，井下防护条件差，通风要求高，生产效率低，损失、贫化率比较高，同时存在较大的安全风险。第59页/共85页2023/4/1660机械化地下开采技术第60页/共85页2023/4/16612.1.铀矿常规开采铀矿常规开采方式有露天开采和地下开采露天开采露天开采通常认为开采适用于矿体大、埋藏较浅、覆盖层不厚的矿床。露天开采与地下开采相比具有如下优点：机械化程度高，生产能力大，劳动生产效率高，生产成本低，劳动条件好，矿石损失小。露天开采的缺点是：需要剥离排弃大量废石，压占土地较多，受天气影响大，生态环境问题较多。第61页/共85页2023/4/1662常规矿山化学矿山：原地浸出溶液—离子交换—淋洗或（萃取、反萃取）—沉淀—过滤—铀化学浓缩物（产品）露天矿山地下矿山

平硐竖井斜井矿山水冶常规水冶：粗碎—放射性选矿—（中、细）碎—磨矿—浸出—

离子交换—淋洗或（萃取、反萃取）—沉淀—过滤—铀化学浓缩物（产品）地表堆浸：（粗、中、细）碎—浸（渗滤）出液—离子交换—淋洗或（萃取、反萃取）—沉淀—过滤—铀化学浓缩物（产品）地下堆浸：原地爆破浸出液—离子交换—淋洗或（萃取、反萃取）—沉淀—过滤—铀化学浓缩物（产品）铀矿开采、选冶加工

（1）铀矿开采和选冶加工注册核安全工程师讲稿提纲

第62页/共85页2023/4/1663铀化学浓缩物（黄饼）—硝酸溶解—过滤—萃取—酸洗—水洗—反萃取—浓缩及脱硝—沉淀—固液分离—转化结晶—过滤—煅烧（880℃）—冷却—UO2、U3O8产包装（核纯级或核电级天然铀）

国际天然铀交易通常都是用U3O8产品进行的，这是由于U3O8是铀化合物中最稳定的缘故

（2）铀精制（纯化）注册核安全工程师讲稿提纲

第63页/共85页2023/4/1664（3）铀矿选冶回收流程示意图简化流程露天开采选矿破碎磨细铀浸出地下开采地浸开采母液分离纯化洗涤压滤干燥加工黄饼产品矿石化学试剂酸法碱法吸附法萃取法第64页/共85页2023/4/16652.1.1地下开采矿床开拓提升运输矿井通风矿井排水采矿方法（充填采矿法、空场采矿法和崩落采矿法)第65页/共85页2023/4/16662.1.2露天开采通过开掘露天沟道，剥离矿体上部的表土和覆盖岩层，使矿体露出，在敞露的地表对矿体进行采剥的开采方式。矿体赋在于地平面以上的山坡，并在山坡剥采的为山坡露天；矿体赋存于地面以下，向下部剥采的为凹陷露天第66页/共85页2023/4/1667

2.2．化学采矿化学采矿与常规采矿相比的优点：①.投资和经营费用低；②.劳动强度小；③.生产劳动环境较好，矿工的职业受照剂量较低；④对地表环境的污染少：生产工艺过程产生的废水、废渣量较少，对地表影响较小。化学采矿的缺点是：①应用有一定的局限性：只适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床：矿床需大致呈水平状，底板不渗漏，矿层位于静止水位之上，且具有较好的渗透性。②.存在对地下环境造成污染的问题：可使地下水中某些化学元素增高，因此，必须加强对地下水污染控制措施及退役后地下水修复。第67页/共85页2023/4/16682.2.1.原地爆破浸出原地爆破浸出一般先采出30％的矿石，对余下的70％矿体采用微差挤压爆破方法，将矿石按规定的矿块粒度要求进行崩落，然后注入溶浸剂溶解矿石中的铀，并收集浸出液再抽到地表。原地爆破浸出采铀优点省去或减少了采场管理、采空区处理、矿石运输、破碎等多道工序。其工艺简单、效率高、成本低，放射性固体废物排放量少，综合经济效益及地表环境效益好。原地爆破浸出缺点①.资源回收率较低。②.爆破后井下存留70～80％的铀矿，会产生高浓度氡和氡的衰变子体，对矿井大气污染较高。③.井下布液浸出及终采后堆积废渣对地下水可能产生影响。第68页/共85页2023/4/16692.2.2.原地浸出原地浸出采铀是指矿石处于天然埋藏条件下，没有经过任何采掘和位移，彻底省去了常规开采的工艺过程及工程设施，只需打钻孔将浸出液输送到水冶厂进行回收铀的新工艺。

原地浸出采铀具有明显的优点：①.建设投资少、周期短，生产能耗和成本低。②.劳动强度小、劳动条件好。③.能最大限度的回收铀资源，大大的提高了劳动生产效率，与常规采矿相比，生产效率提高5～10倍。④.对地表环境的污染少，基本上不破坏农田、土地和山林。

原地浸出采铀具有明显的优点：①.受地质条件限制。②.地下水受到一定污染，修复难度大。第69页/共85页2023/4/1670地浸工业场地第70页/共85页2023/4/1671地浸水冶厂外景第71页/共85页2023/4/1672第三节、铀的提取和精制（纯化）铀的提取是用化学试剂（包括酸、碱、盐的水溶液和有机溶剂）把矿石中铀的有用组分转化为可溶性化合物，再经固液分离把含铀的浸出液与矿渣分离，然后用离子交换、萃取、沉淀等方法对含铀浓度低、杂质含量高的浸出液进行天然铀的浓缩、提取，得到铀化学浓缩物。天然铀产品：重铀酸铵［（NH4）2U2O7］、重铀酸钠［Na2U2O7］，也可生产得到八氧化三铀［U3O8］统称称“黄饼”第72页/共85页2023/4/1673铀水冶流程示意图第73页/共85页2023/4/1674

5.3.1．常规铀水冶工艺开采出的铀矿石大多含铀量较低，并常常含有较高的硫化物、碳酸盐、黏土、有机物，以及各种金属氧化物等杂质。常规铀水冶工艺过程是将选矿后的铀精矿，进行破碎磨细，再用溶浸剂（酸或碱）进行浸泡和搅拌将铀浸出。对含铀溶液进行纯化，离子交换或溶剂萃取去除杂质，再进入沉淀工序；最后进