核工業(yè)試練習(xí)題（附答案）一、單項(xiàng)選擇題（每題2分，共20分）1.下列關(guān)于核素的描述中，正確的是（）。A.核素是質(zhì)子數(shù)相同的一類原子的總稱B.同位素是質(zhì)量數(shù)相同的不同核素C.鈾-235與鈾-238互為同位素D.穩(wěn)定核素的中子數(shù)一定等于質(zhì)子數(shù)2.天然鈾中含量最多的同位素是（）。A.U-234B.U-235C.U-238D.U-2333.α衰變中，母核釋放α粒子后，新核的質(zhì)量數(shù)和電荷數(shù)變化為（）。A.質(zhì)量數(shù)減4，電荷數(shù)減2B.質(zhì)量數(shù)減2，電荷數(shù)減4C.質(zhì)量數(shù)不變，電荷數(shù)減2D.質(zhì)量數(shù)減4，電荷數(shù)不變4.壓水堆（PWR）中，一回路的主要功能是（）。A.直接產(chǎn)生蒸汽推動(dòng)汽輪機(jī)B.傳遞反應(yīng)堆熱量至二回路C.作為慢化劑但不作為冷卻劑D.控制反應(yīng)性的主要手段5.下列哪種射線的穿透能力最強(qiáng)？（）A.α射線B.β射線C.γ射線D.中子射線6.核反應(yīng)堆的“臨界狀態(tài)”是指（）。A.反應(yīng)堆功率達(dá)到額定值B.中子增殖系數(shù)k=1C.冷卻劑溫度達(dá)到沸點(diǎn)D.控制棒完全提出堆芯7.輻射防護(hù)中，“個(gè)人劑量限值”規(guī)定的職業(yè)人員年有效劑量上限為（）。A.5mSvB.20mSvC.50mSvD.100mSv8.重水堆（HWR）與壓水堆的主要區(qū)別在于（）。A.重水堆使用天然鈾作為燃料，壓水堆使用低濃鈾B.重水堆冷卻劑為氣體，壓水堆為輕水C.重水堆無慢化劑，壓水堆以輕水為慢化劑D.重水堆功率密度更高9.下列核反應(yīng)中，屬于可控核聚變的是（）。A.鈾-235的鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)B.氘-氚聚變?yōu)楹?4的反應(yīng)C.钚-239的自發(fā)裂變D.鈷-60的β衰變10.核安全“縱深防御”原則的第一層防御目標(biāo)是（）。A.緩解事故后果B.防止異常工況發(fā)展為事故C.防止偏離正常運(yùn)行D.限制事故擴(kuò)散二、填空題（每空1分，共20分）1.原子核由______和______組成，二者統(tǒng)稱為核子。2.放射性衰變的基本規(guī)律可用公式______表示，其中λ為衰變常數(shù)，N(t)為t時(shí)刻的原子核數(shù)目。3.壓水堆的三大安全屏障是燃料包殼、______和______。4.中子按能量可分為熱中子（能量約0.025eV）、超熱中子和快中子（能量>1MeV），其中______最易被鈾-235吸收引發(fā)裂變。5.核反應(yīng)堆的控制棒通常由______、______等強(qiáng)中子吸收材料制成（任填兩種）。6.輻射防護(hù)的三原則是______、______和個(gè)人劑量限制。7.輕水堆（包括壓水堆和沸水堆）的慢化劑是______，重水堆的慢化劑是______。8.核燃料循環(huán)包括前端（鈾礦開采、純化、濃縮、燃料制造）、______（反應(yīng)堆運(yùn)行）和后端（______、廢物處理與處置）。9.核聚變的原料主要是______和______（氫的同位素），其反應(yīng)釋放的能量遠(yuǎn)高于核裂變。10.核事故分級(jí)（INES）中，7級(jí)事故的典型案例是______和______。三、簡(jiǎn)答題（每題8分，共40分）1.簡(jiǎn)述核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的自持條件，并說明壓水堆如何通過控制棒實(shí)現(xiàn)反應(yīng)性控制。2.比較壓水堆（PWR）與沸水堆（BWR）的主要差異（至少列出4點(diǎn)）。3.解釋“中子通量密度”的物理意義，并說明其在反應(yīng)堆功率計(jì)算中的作用。4.簡(jiǎn)述輻射防護(hù)中“外照射”與“內(nèi)照射”的區(qū)別，以及對(duì)應(yīng)的防護(hù)措施。5.什么是核臨界安全？列舉3種可能引發(fā)核臨界事故的場(chǎng)景。四、計(jì)算題（每題10分，共20分）1.已知鈾-235的半衰期為7.04×10^8年，計(jì)算其衰變常數(shù)λ（結(jié)果保留3位有效數(shù)字，1年≈3.154×10^7秒）。2.某壓水堆熱功率為3000MW，假設(shè)每次鈾-235裂變釋放的能量為200MeV，計(jì)算反應(yīng)堆每秒發(fā)生的裂變次數(shù)（1eV=1.602×10^-19J，結(jié)果保留2位有效數(shù)字）。參考答案一、單項(xiàng)選擇題1.C2.C3.A4.B5.C6.B7.B8.A9.B10.C二、填空題1.質(zhì)子；中子2.N(t)=N?e^(-λt)3.一回路壓力邊界（或反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)）；安全殼4.熱中子5.硼；鎘（或鉿、銀銦鎘合金等）6.實(shí)踐正當(dāng)性；防護(hù)最優(yōu)化7.輕水（或普通水）；重水8.堆芯；乏燃料后處理（或燃料循環(huán)后端）9.氘；氚10.切爾諾貝利事故；福島第一核電站事故三、簡(jiǎn)答題1.核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的自持條件是中子增殖系數(shù)k=1，即每代中子數(shù)與前一代相等。具體需滿足：裂變產(chǎn)生的中子數(shù)≥泄漏中子數(shù)+被非裂變材料吸收的中子數(shù)+未引發(fā)裂變的中子數(shù)。壓水堆通過控制棒（含強(qiáng)中子吸收材料如硼、鎘）插入或提出堆芯，調(diào)節(jié)堆內(nèi)中子吸收量，從而控制反應(yīng)性：插入控制棒時(shí)，吸收更多中子，k<1，反應(yīng)減弱；提出控制棒時(shí)，吸收中子減少，k>1，反應(yīng)增強(qiáng)；臨界時(shí)k=1，功率穩(wěn)定。2.壓水堆（PWR）與沸水堆（BWR）的主要差異：（1）冷卻劑狀態(tài)：PWR一回路冷卻劑保持高壓（約15.5MPa）不沸騰；BWR冷卻劑在堆芯內(nèi)沸騰，產(chǎn)生蒸汽直接進(jìn)入汽輪機(jī)。（2）蒸汽系統(tǒng)：PWR通過蒸汽發(fā)生器（一回路與二回路隔離）間接產(chǎn)生蒸汽；BWR無蒸汽發(fā)生器，蒸汽直接來自堆芯，存在放射性風(fēng)險(xiǎn)。（3）壓力邊界：PWR一回路壓力高于BWR（BWR約7MPa），設(shè)備承壓要求不同。（4）控制方式：PWR主要通過控制棒和硼濃度調(diào)節(jié)反應(yīng)性；BWR通過控制棒和冷卻劑流量調(diào)節(jié)。（5）安全殼設(shè)計(jì)：BWR安全殼需考慮蒸汽直接釋放，體積通常大于PWR。3.中子通量密度（Φ）定義為單位時(shí)間內(nèi)通過單位面積的中子數(shù)，單位為n/(cm2·s)。其物理意義是描述中子在空間中的分布和運(yùn)動(dòng)強(qiáng)度。在反應(yīng)堆功率計(jì)算中，功率P與中子通量密度、裂變截面（σ_f）、燃料核密度（N）及單次裂變能量（E）相關(guān)，公式為P=Φ×N×σ_f×E×V（V為堆芯體積）。因此，Φ是反應(yīng)堆功率的直接關(guān)聯(lián)參數(shù)，通過測(cè)量Φ可監(jiān)控反應(yīng)堆功率水平。4.外照射是指輻射源在人體外對(duì)人體的照射（如γ射線、X射線、中子）；內(nèi)照射是放射性物質(zhì)進(jìn)入體內(nèi)（通過吸入、食入、傷口侵入）后，其衰變產(chǎn)生的輻射對(duì)體內(nèi)組織的照射（如α、β射線）。防護(hù)措施：外照射通過“時(shí)間、距離、屏蔽”三原則（減少照射時(shí)間、增大與源的距離、使用鉛/混凝土等屏蔽材料）；內(nèi)照射通過控制放射性物質(zhì)進(jìn)入體內(nèi)（如佩戴防護(hù)面具、避免直接接觸、嚴(yán)格遵守操作規(guī)程），并通過醫(yī)學(xué)手段促進(jìn)體內(nèi)放射性物質(zhì)排出（如使用促排藥物）。5.核臨界安全是指防止可裂變材料（如鈾-235、钚-239）在非設(shè)計(jì)條件下達(dá)到臨界（k≥1），避免意外鏈?zhǔn)椒磻?yīng)引發(fā)的輻射危害。可能引發(fā)臨界事故的場(chǎng)景：（1）可裂變材料的質(zhì)量或體積超過臨界值（如濃縮鈾溶液在容器中累積）；（2）中子慢化劑（如水）意外介入（如鈾溶液泄漏后與水混合，慢化中子增強(qiáng)反應(yīng)性）；（3）反射層材料（如金屬、混凝土）包圍可裂變材料，減少中子泄漏（如鈾金屬塊被大量鐵屏蔽包圍）；（4）操作失誤導(dǎo)致多份臨界質(zhì)量材料意外聚集（如多個(gè)鈾容器未保持安全間距）。四、計(jì)算題1.衰變常數(shù)λ=ln2/T?/?。已知T?/?=7.04×10^8年=7.04×10^8×3.154×10^7s≈2.22×10^16s。λ=0.693/(2.22×10^16s)≈3.12×10^-1