2025年核工程與核技術(shù)專業(yè)考及答案一、單項選擇題（每題2分，共30分）1.下列核反應(yīng)中，屬于可控核聚變反應(yīng)的是：A.23?U+n→1?1Ba+?2Kr+3nB.2H+3H→?He+n+17.6MeVC.23?U+n→23?U+γD.1?C→1?N+e?+ν??答案：B解析：選項A為鈾-235的裂變反應(yīng)，C為鈾-238的中子俘獲反應(yīng)，D為碳-14的β衰變；B為氘氚聚變反應(yīng)，是目前可控核聚變研究的主要反應(yīng)類型。2.壓水堆（PWR）中，控制棒通常采用的材料是：A.不銹鋼B.鎘或硼C.鋯合金D.石墨答案：B解析：控制棒需具有高中子吸收截面，鎘（σ≈2450b）、硼（1?B的σ≈3840b）是常用材料；鋯合金（低吸收截面）用于燃料包殼，石墨是氣冷堆慢化劑，不銹鋼用于結(jié)構(gòu)材料。3.反應(yīng)堆熱工設(shè)計中，“DNBR”的中文含義是：A.偏離泡核沸騰比B.臨界熱流密度比C.最小燒毀比D.燃料中心最高溫度比答案：A解析：DNBR（DeparturefromNucleateBoilingRatio）指臨界熱流密度與實際熱流密度的比值，用于評估反應(yīng)堆冷卻劑通道內(nèi)是否會發(fā)生偏離泡核沸騰（DNB），是熱工安全的關(guān)鍵參數(shù)。4.核燃料循環(huán)中，“后處理”的主要目的是：A.提取未燃燒的鈾和钚B.生產(chǎn)新的易裂變材料C.處理低放廢液D.制備燃料棒答案：A解析：后處理通過化學(xué)方法（如PUREX流程）分離spentfuel中的鈾（23?U、23?U）、钚（23?Pu）與裂變產(chǎn)物，實現(xiàn)鈾钚的再利用，減少高放廢物量。5.中子慢化過程中，慢化劑的“慢化能力”定義為：A.宏觀散射截面與平均對數(shù)能量損失的乘積B.宏觀吸收截面與平均對數(shù)能量損失的比值C.宏觀散射截面與中子速度的乘積D.平均對數(shù)能量損失與中子通量的比值答案：A解析：慢化能力=Σ?·ξ（Σ?為宏觀散射截面，ξ為平均對數(shù)能量損失），反映慢化劑將快中子慢化為熱中子的效率；慢化比=慢化能力/Σ?（Σ?為宏觀吸收截面），綜合考慮慢化效率與中子損失。6.核安全法規(guī)HAF102中，“設(shè)計擴展工況”指的是：A.概率極低但后果嚴重的事故B.設(shè)計基準事故中未考慮的更嚴重事件C.正常運行時的波動工況D.預(yù)計運行事件答案：B解析：HAF102將工況分為四類：正常運行（Ⅰ類）、預(yù)計運行事件（Ⅱ類）、設(shè)計基準事故（Ⅲ類）、設(shè)計擴展工況（Ⅳ類，如超設(shè)計基準的外部事件或多重故障）。7.輻射防護中，“當量劑量”的單位是：A.戈瑞（Gy）B.希沃特（Sv）C.貝可勒爾（Bq）D.庫侖每千克（C/kg）答案：B解析：當量劑量H=Σw?·D?（w?為輻射權(quán)重因子，D?為器官或組織吸收劑量），單位Sv；Gy是吸收劑量單位，Bq是活度單位，C/kg是照射量單位。8.快中子反應(yīng)堆（FBR）中，通常采用的冷卻劑是：A.輕水B.重水C.液態(tài)鈉D.二氧化碳答案：C解析：快堆需保持中子為高能（快中子）狀態(tài)，不能使用慢化劑（如水、重水、石墨），液態(tài)鈉（無慢化能力、高導(dǎo)熱性）是常用冷卻劑；二氧化碳用于氣冷堆。9.反應(yīng)堆周期T的定義是：A.中子通量密度變化e倍所需的時間B.反應(yīng)堆從啟動到滿功率的時間C.控制棒完全插入所需的時間D.燃料元件的更換周期答案：A解析：周期T=1/ρ（ρ為反應(yīng)性），當ρ>0時，中子通量按e^(t/T)增長，T為通量變化e倍的時間（正周期）；ρ<0時為負周期（通量衰減）。10.核儀表系統(tǒng)（NIS）中，“源量程”探測器通常采用：A.電離室B.正比計數(shù)管C.閃爍計數(shù)器D.自給能中子探測器答案：B解析：源量程（中子通量極低）需高靈敏度探測器，正比計數(shù)管（填充BF?或3He）在低通量下響應(yīng)線性好；電離室用于中間量程，自給能探測器用于功率量程。11.下列關(guān)于核燃料元件包殼的要求，錯誤的是：A.低中子吸收截面B.良好的耐腐蝕性C.高導(dǎo)熱性D.高強度但塑性差答案：D解析：包殼需具備低中子吸收（減少中子損失）、耐冷卻劑腐蝕（如壓水堆中抗高溫高壓水腐蝕）、高導(dǎo)熱（降低燃料中心溫度）、足夠強度和塑性（承受熱應(yīng)力和輻照腫脹）。塑性差易導(dǎo)致包殼破裂，故D錯誤。12.核聚變反應(yīng)堆中，“勞森判據(jù)”描述的是：A.等離子體密度與約束時間的乘積需超過臨界值B.反應(yīng)溫度與燃料濃度的關(guān)系C.磁場強度與等離子體穩(wěn)定性的關(guān)系D.能量輸入與輸出的比值答案：A解析：勞森判據(jù)為nτ≥102?s/m3（n為等離子體密度，τ為約束時間），是實現(xiàn)聚變能量凈輸出的必要條件（同時需溫度T≥10?K）。13.核動力廠事故中，“堆芯熔化”的關(guān)鍵觸發(fā)條件是：A.冷卻劑流量突然增加B.控制棒全部抽出C.冷卻劑喪失導(dǎo)致無法導(dǎo)出衰變熱D.中子通量超過額定值答案：C解析：堆芯衰變熱在停堆后仍占額定功率的~7%（1秒后），若冷卻劑喪失（如LOCA事故），無法導(dǎo)出衰變熱，燃料溫度升高至熔點（UO?熔點約2800℃），導(dǎo)致堆芯熔化。14.輻射屏蔽設(shè)計中，“減弱倍數(shù)”指的是：A.屏蔽后輻射劑量率與屏蔽前的比值B.屏蔽材料厚度與輻射射程的比值C.屏蔽材料的質(zhì)量衰減系數(shù)D.輻射能量與屏蔽材料原子序數(shù)的關(guān)系答案：A解析：減弱倍數(shù)K=D?/D（D?為屏蔽前劑量率，D為屏蔽后），用于衡量屏蔽效果，通常要求K≥10?~10?。15.第四代反應(yīng)堆（Gen-IV）的“固有安全性”是指：A.依靠主動安全系統(tǒng)（如應(yīng)急堆芯冷卻）防止事故B.反應(yīng)堆設(shè)計本身在異常工況下自動維持安全狀態(tài)C.采用雙重containment結(jié)構(gòu)D.燃料元件具有抗高溫能力答案：B解析：固有安全性（InherentSafety）指無需人為干預(yù)或主動系統(tǒng)，僅靠物理規(guī)律（如負反應(yīng)性溫度系數(shù)、熱導(dǎo)特性）維持堆芯安全，是Gen-IV反應(yīng)堆（如高溫氣冷堆、熔鹽堆）的核心設(shè)計目標。二、填空題（每空1分，共20分）1.核裂變鏈式反應(yīng)的臨界條件是有效增殖因子k?ff=______。當k?ff>1時，反應(yīng)堆處于______狀態(tài)。答案：1；超臨界2.壓水堆一回路冷卻劑中加入硼酸的主要目的是______，其濃度調(diào)整用于______控制。答案：吸收中子；化學(xué)補償3.中子能譜中，能量低于0.625eV的中子稱為______中子，能量在1eV~1keV的中子稱為______中子。答案：熱；共振4.核燃料元件的“燃耗”通常用______表示，單位為______。答案：比燃耗；MWd/tU（兆瓦日每噸鈾）5.輻射防護的三原則是______、______、______。答案：實踐的正當性；防護的最優(yōu)化；個人劑量限值6.快堆中，易裂變材料的增殖比（BR）定義為______與______的比值，理想快堆的BR>______。答案：新產(chǎn)生的易裂變核數(shù)；消耗的易裂變核數(shù)；17.反應(yīng)堆熱工中的“最小膜態(tài)沸騰熱流密度”（MMB）是指冷卻劑從______轉(zhuǎn)變?yōu)開_____的臨界熱流密度。答案：泡核沸騰；膜態(tài)沸騰8.核儀表系統(tǒng)的“中間量程”用于監(jiān)測______中子通量，通常采用______探測器。答案：中等水平；電離室9.核聚變裝置中，托卡馬克（Tokamak）通過______磁場和______磁場約束等離子體。答案：環(huán)向；極向10.核安全文化的核心是______，其要求所有人員具備______和______。答案：安全第一；質(zhì)疑態(tài)度；責(zé)任意識三、簡答題（每題6分，共30分）1.簡述多普勒展寬效應(yīng)及其對反應(yīng)堆安全的意義。答案：多普勒展寬效應(yīng)指由于原子核的熱運動（溫度升高時速度增大），中子與原子核的相對速度分布展寬，導(dǎo)致共振吸收截面的能量范圍擴大。對安全的意義：當堆芯溫度升高時，23?U的共振吸收截面（尤其是6.67eV的共振峰）展寬，更多中子被23?U吸收，反應(yīng)性下降（負反應(yīng)性溫度系數(shù)），形成自穩(wěn)機制，防止功率失控。2.壓水堆一回路與二回路的功能及隔離目的是什么？答案：一回路功能：通過高壓水（~15.5MPa）將堆芯裂變產(chǎn)生的熱量導(dǎo)出至蒸汽發(fā)生器；二回路功能：一回路熱量傳遞給二回路水（~6.2MPa），產(chǎn)生蒸汽驅(qū)動汽輪機發(fā)電。隔離目的：一回路水直接接觸燃料元件，帶有放射性（如裂變產(chǎn)物、活化產(chǎn)物），二回路需與一回路隔離以避免放射性污染汽輪機和環(huán)境，同時通過隔離保證一回路壓力邊界的完整性（防止冷卻劑泄漏）。3.簡述核燃料循環(huán)的“閉式循環(huán)”與“開式循環(huán)”的區(qū)別及優(yōu)勢。答案：開式循環(huán)（一次通過）：乏燃料經(jīng)冷卻后直接地質(zhì)處置，鈾利用率僅約0.7%；閉式循環(huán)：乏燃料后處理分離鈾、钚，再制成MOX燃料（鈾钚混合氧化物）返回反應(yīng)堆，鈾利用率提升至~30%。優(yōu)勢：閉式循環(huán)減少天然鈾需求（緩解資源壓力）、降低高放廢物量（因钚被再利用），是實現(xiàn)核能可持續(xù)發(fā)展的關(guān)鍵。4.輻射防護中，“外照射”與“內(nèi)照射”的防護原則有何不同？答案：外照射（射線來自體外）防護原則：時間防護（減少接觸時間）、距離防護（增大與源的距離）、屏蔽防護（使用鉛、混凝土等屏蔽材料）；內(nèi)照射（放射性核素進入體內(nèi)）防護原則：防止攝入（如呼吸道、消化道、皮膚吸收），通過控制空氣濃度（ALI，年攝入量限值）、表面污染水平、個人防護裝備（口罩、手套）等實現(xiàn)。5.小型模塊化反應(yīng)堆（SMR）相較于傳統(tǒng)大型反應(yīng)堆的主要優(yōu)勢有哪些？答案：①模塊化制造：工廠預(yù)制部件，降低建造成本和周期；②靈活性：功率小（100~300MWe），適用于偏遠地區(qū)、電網(wǎng)容量小的國家；③安全性：采用固有安全設(shè)計（如非能動冷卻、低功率密度），事故后果可控；④多用途：除發(fā)電外，可用于供熱、海水淡化、工業(yè)供汽；⑤投資風(fēng)險低：分階段建設(shè)，逐步投入資金。四、計算題（每題10分，共30分）1.某壓水堆反應(yīng)堆熱功率為3000MW，堆芯共有193個燃料組件，每個組件包含264根燃料棒（直徑9.5mm，長度3.8m）。假設(shè)燃料棒均勻發(fā)熱，計算單根燃料棒的線功率密度（單位：kW/m）。解：總熱功率Q=3000MW=3×10?kW總?cè)剂习魯?shù)N=193×264=50952根單根燃料棒熱功率q=Q/N=3×10?kW/50952≈58.9kW線功率密度q'=q/L=58.9kW/3.8m≈15.5kW/m答案：約15.5kW/m2.已知23?U的熱中子裂變截面σ_f=582b，俘獲截面σ_c=99b，散射截面σ_s=11b，求23?U的熱中子吸收截面σ_a和微觀裂變中子產(chǎn)額ν=2.43時的增殖因子η（η=νσ_f/σ_a）。解：吸收截面σ_a=σ_f+σ_c=582b+99b=681bη=νσ_f/σ_a=2.43×582/681≈2.43×0.855≈2.08答案：σ_a=681b，η≈2.083.某輻射源活度為10?Bq，發(fā)射單能γ光子（能量1MeV，注量率常數(shù)Γ=5.7×10?1?Gy·m2/(Bq·s)），計算距離源1米處1小時的當量劑量（設(shè)組織權(quán)重因子w_t=1，輻射權(quán)重因子w_r=1）。解：注量率Φ=AΓ/r2=10?Bq×5.7×10?1?Gy·m2/(Bq·s)/(1m)2=5.7×10??Gy/s吸收劑量D=Φ×t=5.7×10??Gy/s×3600s=0.2052Gy當量劑量H=w_r×w_t×D=1×1×0.2052Gy=0.2052Sv答案：約0.205Sv五、綜合分析題（每題10分，共20分）1.結(jié)合福島核事故（2011年），分析壓水堆在極端外部事件下的安全改進措施，并說明其技術(shù)原理。答案：福島事故因地震引發(fā)海嘯，導(dǎo)致應(yīng)急電源（柴油發(fā)電機）失效，冷卻劑泵停轉(zhuǎn)，堆芯無法導(dǎo)出衰變熱，最終發(fā)生堆芯熔化和氫氣爆炸。改進措施及原理：①增強外部事件抵御能力：提高防海嘯高度（如日本核電站將防波堤高度從5.7m提升至15m），采用冗余電源（如移動柴油發(fā)電機、電池），確保多電源失效時仍有冷卻能力；②非能動安全系統(tǒng)：引入非能動余熱排出系統(tǒng)（如AP1000的PRHR），利用自然循環(huán)（密度差）驅(qū)動冷卻劑，無需泵等能動設(shè)備；③氫氣復(fù)合與隔離：在安全殼內(nèi)安裝催化recombiners（催化氫氧復(fù)合為水），防止氫氣積累爆炸；④嚴重事故管理（SAMG）：制定堆芯熔化后的應(yīng)對策略（如向堆坑注水冷卻壓力容器、防止安全殼超壓）；⑤強化監(jiān)管：要求核電站進行“全廠斷電工況”（SBO）分析，確保在所有電源喪失時仍能維持安全。2.對比壓水堆（PWR）與高溫氣冷堆（HTGR）的技術(shù)特點，論述高溫氣冷堆在未來核能發(fā)展中的潛在優(yōu)勢。答案：技術(shù)特點對比：|特性|壓水堆（PWR）|高溫氣冷堆（HTGR）||-------------|-------------------------------|-------------------------------||冷卻劑