2025年核工程與核技術(shù)及答案一、單項(xiàng)選擇題（每題2分，共20分）1.以下核反應(yīng)中，屬于核裂變的是：A.2H+3H→?He+n+17.6MeVB.23?U+n→1?1Ba+?2Kr+3n+200MeVC.??Co→??Ni+β?+γD.1?N+n→1?C+p答案：B解析：核裂變是重核在中子轟擊下分裂為兩個中等質(zhì)量核并釋放中子和能量的過程，選項(xiàng)B符合；A為核聚變，C為β衰變，D為中子俘獲反應(yīng)。2.壓水堆中，慢化劑的主要作用是：A.吸收中子控制反應(yīng)性B.降低快中子能量至熱中子能區(qū)C.傳遞堆芯熱量至二回路D.屏蔽反應(yīng)堆輻射答案：B解析：壓水堆使用輕水（H?O）作為慢化劑，通過中子與慢化劑原子核的彈性散射降低中子能量，使其達(dá)到熱平衡（約0.025eV），便于23?U捕獲引發(fā)裂變。3.某放射性核素的半衰期為8天，經(jīng)過24天后，剩余核素的活度為初始的：A.1/2B.1/4C.1/8D.1/16答案：C解析：半衰期公式N=N?(1/2)^(t/T?/?)，t=24天，T?/?=8天，故指數(shù)為3，剩余活度為1/8。4.快中子反應(yīng)堆（快堆）的增殖比大于1，其核心原理是：A.利用23?U俘獲中子生成23?Pu，實(shí)現(xiàn)核燃料增殖B.提高冷卻劑流速增加能量輸出C.采用重水慢化提高中子利用率D.增大堆芯體積降低中子泄漏答案：A解析：快堆中無慢化劑，快中子直接轟擊23?U（占天然鈾99.3%），通過(n,γ)反應(yīng)生成23?Pu（易裂變核素），增殖比（新產(chǎn)生易裂變核素?cái)?shù)/消耗易裂變核素?cái)?shù)）＞1時可實(shí)現(xiàn)燃料增殖。5.核反應(yīng)堆熱工設(shè)計(jì)中，“偏離泡核沸騰比（DNBR）”的定義是：A.臨界熱流密度與實(shí)際熱流密度的比值B.堆芯平均溫度與冷卻劑入口溫度的差值C.燃料棒表面最高溫度與熔點(diǎn)的比值D.冷卻劑流量與設(shè)計(jì)額定流量的比值答案：A解析：DNBR是衡量反應(yīng)堆冷卻劑沸騰安全性的關(guān)鍵參數(shù)，當(dāng)實(shí)際熱流密度接近臨界熱流密度時，DNBR降低，可能導(dǎo)致燃料棒表面?zhèn)鳠釔夯龤В?，通常要求DNBR＞1.3。6.以下輻射防護(hù)原則中，不屬于國際放射防護(hù)委員會（ICRP）基本要求的是：A.實(shí)踐的正當(dāng)性B.劑量限制的最優(yōu)化C.個人劑量的限值D.環(huán)境輻射的絕對安全答案：D解析：ICRP提出輻射防護(hù)三原則：實(shí)踐正當(dāng)性（收益＞代價）、防護(hù)最優(yōu)化（ALARA）、個人劑量限值（不超過規(guī)定上限），“絕對安全”無法實(shí)現(xiàn)，需合理可行盡量低。7.核燃料循環(huán)中，“后處理”的主要目的是：A.分離鈾、钚與裂變產(chǎn)物，回收可再利用材料B.將天然鈾濃縮至3%-5%的23?U豐度C.制造燃料棒并封裝入反應(yīng)堆D.處理高放廢物并進(jìn)行深地質(zhì)處置答案：A解析：后處理通過PUREX流程（溶劑萃取）分離乏燃料中的鈾（U）、钚（Pu）與裂變產(chǎn)物（FP），回收的U和Pu可再制成燃料（MOX燃料），減少鈾資源消耗和廢物量。8.加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)（ADS）的核心作用是：A.利用加速器產(chǎn)生的高能質(zhì)子轟擊靶材產(chǎn)生中子，驅(qū)動次臨界堆B.提高反應(yīng)堆的臨界安全裕度C.替代傳統(tǒng)反應(yīng)堆的控制棒系統(tǒng)D.直接將核能轉(zhuǎn)化為電能答案：A解析：ADS由強(qiáng)流質(zhì)子加速器、散裂中子靶和次臨界反應(yīng)堆組成，加速器產(chǎn)生的質(zhì)子轟擊重金屬靶（如鉛鉍合金）產(chǎn)生散裂中子，驅(qū)動次臨界堆運(yùn)行，可用于嬗變長壽命放射性廢物。9.以下反應(yīng)堆類型中，使用氦氣作為冷卻劑的是：A.壓水堆（PWR）B.沸水堆（BWR）C.高溫氣冷堆（HTGR）D.鈉冷快堆（SFR）答案：C解析：高溫氣冷堆采用石墨慢化、氦氣（He）冷卻，出口溫度可達(dá)700-950℃，具有固有安全性（負(fù)反應(yīng)性系數(shù)）和高溫工藝熱應(yīng)用潛力。10.核事故分級（INES）中，“重大事故”對應(yīng)級別為：A.4級B.5級C.6級D.7級答案：D解析：INES共7級，1-3級為事件，4-7級為事故。7級為“重大事故”（如切爾諾貝利、福島核事故），釋放大量放射性物質(zhì)，對環(huán)境和公眾健康有廣泛影響。二、填空題（每空1分，共15分）1.核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的自持條件是有效增殖因子k?ff______（填“＞”“＝”或“＜”）1。答案：＝2.熱中子的最概然能量約為______eV（保留三位有效數(shù)字）。答案：0.02533.壓水堆的一回路冷卻劑中需加入硼酸，其作用是______。答案：控制反應(yīng)性（或“中子吸收，調(diào)節(jié)堆芯功率”）4.放射性活度的國際單位是______，當(dāng)量劑量的單位是______。答案：貝可勒爾（Bq）；希沃特（Sv）5.核反應(yīng)堆的停堆裕度是指從滿功率運(yùn)行狀態(tài)到冷態(tài)停堆時，控制棒提供的______與______的差值。答案：負(fù)反應(yīng)性；剩余反應(yīng)性6.球床模塊堆（HTR-PM）的燃料元件是______，其外部包裹______層碳化硅（SiC）和熱解碳（PyC）涂層以阻擋裂變產(chǎn)物釋放。答案：包覆顆粒燃料（TRISO顆粒）；17.核電廠的三道安全屏障是燃料包殼、______和______。答案：一回路壓力邊界（或“反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)”）；安全殼8.嬗變技術(shù)可將長壽命的______核素（如23?Np、2?1Am）轉(zhuǎn)化為短壽命或穩(wěn)定核素，降低高放廢物的長期危害。答案：錒系（或“次錒系”）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)堆安全性的影響。答案：多普勒展寬效應(yīng)是指由于原子核的熱運(yùn)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區(qū)間變寬。在反應(yīng)堆中，當(dāng)堆芯溫度升高時，23?U的共振吸收截面展寬，更多中子被23?U吸收（尤其是超熱中子能區(qū)），減少可用于23?U裂變的中子數(shù)，從而引入負(fù)反應(yīng)性（Δk＜0），抑制功率上升。這是壓水堆的重要負(fù)反饋機(jī)制，增強(qiáng)了反應(yīng)堆的固有安全性。2.比較壓水堆（PWR）與沸水堆（BWR）在熱工流程上的主要差異。答案：①冷卻劑循環(huán)：PWR采用一回路（高壓水，不沸騰）與二回路（水沸騰產(chǎn)生蒸汽）分離的間接循環(huán)；BWR為單回路，冷卻劑在堆芯直接沸騰產(chǎn)生蒸汽進(jìn)入汽輪機(jī)。②壓力控制：PWR一回路壓力約15.5MPa（防止沸騰），二回路壓力約6-7MPa；BWR堆芯壓力約7MPa（允許沸騰）。③蒸汽品質(zhì)：PWR二回路蒸汽不含放射性（一回路與二回路隔離）；BWR蒸汽攜帶少量放射性（與堆芯冷卻劑直接接觸），需設(shè)置蒸汽凈化系統(tǒng)。④控制方式：PWR主要通過控制棒和硼酸濃度調(diào)節(jié)反應(yīng)性；BWR通過控制棒和冷卻劑流量（改變空泡份額）調(diào)節(jié)。3.說明核事故工況下安全殼的功能及設(shè)計(jì)要求。答案：安全殼是核電廠最后一道安全屏障，主要功能：①包容反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）泄漏的放射性物質(zhì)，防止其釋放到環(huán)境；②承受內(nèi)部超壓（如失水事故LOCA時蒸汽/氫氣壓力）和外部沖擊（如地震、飛機(jī)撞擊）；③提供輻射屏蔽。設(shè)計(jì)要求包括：①材料強(qiáng)度（鋼或預(yù)應(yīng)力混凝土）；②密封性（泄漏率≤0.1%/天）；③抗高溫（可耐受150℃以上）；④內(nèi)置消氫系統(tǒng)（防止氫氣爆炸）；⑤噴淋系統(tǒng)（冷凝蒸汽，降低壓力）。4.簡述核燃料后處理的主要步驟及各步驟的作用。答案：后處理流程通常包括：①切割與溶解：將乏燃料組件切割后用硝酸溶解，得到含U、Pu、FP的溶液；②共去污：通過溶劑萃取（如TBP/煤油）分離鈾钚與裂變產(chǎn)物（FP），去除99%以上的FP；③鈾钚分離：調(diào)節(jié)萃取條件（如硝酸濃度），將U和Pu分別反萃到水相，實(shí)現(xiàn)U-Pu分離；④純化與濃縮：對鈾溶液進(jìn)行純化（去除殘留FP），钚溶液制成氧化钚（PuO?）；⑤廢液處理：高放廢液（含F(xiàn)P）固化為玻璃或陶瓷，中低放廢液蒸發(fā)/過濾后處理。5.解釋“核安全文化”的核心要素及其在核工程中的意義。答案：核安全文化的核心要素包括：①安全第一的意識（將安全置于經(jīng)濟(jì)、進(jìn)度之上）；②質(zhì)疑的工作態(tài)度（對異常現(xiàn)象保持警惕，不盲目信任經(jīng)驗(yàn)）；③嚴(yán)謹(jǐn)?shù)墓ぷ鞒绦颍▏?yán)格執(zhí)行規(guī)程，禁止隨意修改）；④有效的溝通與學(xué)習(xí)（經(jīng)驗(yàn)反饋機(jī)制，共享事故教訓(xùn)）；⑤全員參與（從管理層到一線員工均承擔(dān)安全責(zé)任）。其意義在于通過文化滲透，彌補(bǔ)技術(shù)手段的局限性，減少人為失誤（占核事故原因的50%以上），確保核設(shè)施全壽期安全。四、計(jì)算題（每題10分，共30分）1.某壓水堆堆芯裝有100噸鈾燃料（23?U豐度3.5%，23?U豐度96.5%），假設(shè)23?U的裂變截面σ_f=582b，熱中子通量φ=2×1013n/(cm2·s)，計(jì)算堆芯的裂變功率（每次裂變釋放能量約200MeV，1eV=1.602×10?1?J）。解：①計(jì)算23?U的原子數(shù)N_U235：鈾的摩爾質(zhì)量≈238g/mol（近似），100噸=10?g，總鈾原子數(shù)N_total=10?g/238g/mol×6.022×1023mol?1≈2.53×102?個N_U235=N_total×3.5%≈8.86×102?個②計(jì)算每秒裂變次數(shù)F：F=φ×σ_f×N_U235=2×1013n/cm2·s×582×10?2?cm2×8.86×102?個≈1.03×101?次/s③計(jì)算裂變功率P：每次裂變能量E=200MeV=200×10?×1.602×10?1?J=3.204×10?11JP=F×E=1.03×101?×3.204×10?11J/s≈3.30×10?W=330MW答案：約330MW2.某放射性廢液中含有13?Cs（T?/?=30.17年），初始活度為1×10?Bq，求50年后該廢液的活度及衰變產(chǎn)生的13?Ba的活度（假設(shè)13?Cs衰變僅生成13?Ba，且無其他衰變路徑）。解：①計(jì)算衰變常數(shù)λ=ln2/T?/?≈0.693/30.17年?1≈0.02297年?1②50年后13?Cs的活度A_Cs=A?×e^(-λt)=1×10?×e^(-0.02297×50)=1×10?×e^(-1.1485)≈1×10?×0.317≈3.17×103Bq③13?Ba的活度A_Ba=A?-A_Cs=1×10?-3.17×103=6.83×103Bq（因13?Cs衰變?nèi)可?3?Ba，且13?Ba為穩(wěn)定核素，無進(jìn)一步衰變）答案：13?Cs活度約3.17×103Bq，13?Ba活度約6.83×103Bq3.某實(shí)驗(yàn)快堆的有效增殖因子k?ff=0.95（次臨界），通過控制棒引入Δρ=-0.03的反應(yīng)性（ρ=(k?ff-1)/k?ff），求引入控制棒后的k?ff’。解：反應(yīng)性定義ρ=(k-1)/k，初始ρ?=(0.95-1)/0.95≈-0.0526引入Δρ=-0.03后，總反應(yīng)性ρ’=ρ?+Δρ=-0.0526-0.03=-0.0826由ρ’=(k’-1)/k’，解得k’=1/(1-ρ’)=1/(1+0.0826)≈0.9237答案：k?ff’≈0.924五、綜合分析題（共25分）1.2023年某國提出“2030年實(shí)現(xiàn)核能占比15%”的目標(biāo)，需新建多臺先進(jìn)壓水堆（AP1000）。請從核燃料供應(yīng)、反應(yīng)堆安全、廢物處理三個方面分析該目標(biāo)的可行性，并提出優(yōu)化建議。（15分）答案：（1）核燃料供應(yīng)：全球鈾資源可采儲量約800萬噸（按當(dāng)前消耗速率可滿足100年），但需考慮高豐度鈾（＞5%）的濃縮能力。AP1000采用17×17燃料組件，鈾利用率約0.7%（與傳統(tǒng)PWR相當(dāng)），若新建10臺1000MW機(jī)組（年耗鈾約200噸/臺），年需求約2000噸，占全球年產(chǎn)量（約6萬噸）的3.3%，短期可行。優(yōu)化建議：發(fā)展鈾钚混合燃料（MOX），利用后處理回收的Pu；推廣快堆技術(shù)，提高鈾資源利用率（從0.7%提升至60%以上）。（2）反應(yīng)堆安全：AP1000采用非能動安全系統(tǒng)（如重力驅(qū)動冷卻水、自然循環(huán)冷卻），設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（LOCA）下可72小時無需人為干預(yù)，安全性能優(yōu)于二代堆（如CPR1000）。但需關(guān)注：①非能動系統(tǒng)依賴環(huán)境條件（如冷卻水水位）；②數(shù)字化儀控系統(tǒng)的cybersecurity（網(wǎng)絡(luò)安全）；③嚴(yán)重事故管理（如堆芯熔毀后的熔融物滯留IVR）。優(yōu)化建議：加強(qiáng)非能動系統(tǒng)的冗余設(shè)計(jì)；建立核電廠網(wǎng)絡(luò)安全防護(hù)體系；完善嚴(yán)重事故應(yīng)急預(yù)案（如注入冷卻劑固化熔融物）。（3）廢物處理：AP1000年產(chǎn)生乏燃料約20噸/臺（含高放廢物），需后處理或直接處置。當(dāng)前深地質(zhì)處置庫（如芬蘭Onkalo）建設(shè)周期長（＞50年），后處理產(chǎn)能（全球約4000噸/年）需匹配新增廢物量。優(yōu)化建議：推廣“一次通過”+“后處理”混合策略，優(yōu)先處理高放廢物；研發(fā)先進(jìn)嬗變技術(shù)（如ADS），將長壽命錒系核素轉(zhuǎn)化為短壽命核素；推動國際合作共享處置庫資源。