2025年核工程與核技術專業(yè)考試卷及答案一、單項選擇題（每題2分，共20分）1.以下核反應中屬于核裂變的是：A.23?U+n→1?1Ba+?2Kr+3nB.2H+3H→?He+nC.1?N+α→1?O+pD.23?U+n→23?U+γ2.對于壓水堆（PWR），其慢化劑和冷卻劑通常為：A.重水B.輕水C.石墨D.二氧化碳3.中子與原子核發(fā)生彈性散射后，中子能量損失最大的情況是中子與以下哪種原子核碰撞？A.鈾-238B.碳-12C.氫-1D.氧-164.核反應堆中，多普勒效應主要影響的是：A.熱中子利用系數(shù)B.逃脫共振吸收概率C.快中子增殖系數(shù)D.慢化能力5.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活度的：A.1/2B.1/4C.1/8D.1/166.以下哪種堆型屬于快中子增殖堆？A.壓水堆（PWR）B.沸水堆（BWR）C.鈉冷快堆（SFR）D.高溫氣冷堆（HTGR）7.核燃料循環(huán)中，“后處理”的主要目的是：A.提取天然鈾中的鈾-235B.分離裂變產(chǎn)物和未燃耗的鈾、钚C.生產(chǎn)钚-239D.處理低放廢液8.輻射防護中，“ALARA原則”指的是：A.盡可能低的合理可行水平B.絕對避免輻射暴露C.允許最高輻射劑量D.平均劑量限值9.壓水堆一回路系統(tǒng)中，穩(wěn)壓器的主要功能是：A.控制反應堆功率B.維持一回路壓力穩(wěn)定C.導出堆芯余熱D.凈化冷卻劑10.以下關于中子通量的描述，正確的是：A.中子通量等于中子密度乘以中子速度B.中子通量的單位是n/cm2C.熱中子通量通常低于快中子通量D.中子通量與反應堆功率無關二、填空題（每空1分，共20分）1.核裂變鏈式反應自持進行的條件是有效增殖因子k_eff______1（填“大于”“等于”或“小于”）。2.核反應堆的反應性ρ定義為(k_eff-1)/k_eff，當反應堆處于次臨界狀態(tài)時，ρ______0（填“大于”“等于”或“小于”）。3.慢化劑的主要作用是通過______散射降低中子能量，使其達到熱中子能區(qū)。4.壓水堆堆芯燃料組件通常由______（填材料）制成的包殼封裝，以防止裂變產(chǎn)物泄漏。5.放射性衰變常數(shù)λ與半衰期T?/?的關系為λ=______（用T?/?表示）。6.核反應堆熱工設計中，臨界熱流密度是指冷卻劑發(fā)生______時的熱流密度，超過該值會導致燃料包殼燒毀。7.快堆中，增殖比（CR）定義為新產(chǎn)生的易裂變核素數(shù)與______的易裂變核素數(shù)之比。8.輻射防護的三個基本要素是時間、距離和______。9.核燃料循環(huán)的前端包括鈾礦開采、______、轉(zhuǎn)換、濃縮和燃料元件制造。10.壓水堆控制棒通常由______（填元素）制成，因其對熱中子有高吸收截面。11.中子能譜中，熱中子的最概然能量約為______eV（保留兩位小數(shù)）。12.反應堆停堆后，堆芯仍會產(chǎn)生衰變熱，其功率隨時間衰減的規(guī)律近似為t^(-a)，其中a約為______（填數(shù)值）。13.高溫氣冷堆使用______（填材料）作為慢化劑和冷卻劑，具有固有安全性。14.核電廠事故中，“堆芯熔化”屬于______級事故（根據(jù)國際核事件分級表INES）。15.輻射劑量當量的單位是______（填中文名稱）。16.壓水堆一回路壓力通常維持在______MPa左右，以防止冷卻劑沸騰。17.中子與原子核發(fā)生非彈性散射時，原子核會處于______態(tài)，隨后通過發(fā)射γ光子退激。18.核反應堆動力學方程中，緩發(fā)中子的份額β通常約為______%（填數(shù)值范圍）。19.乏燃料水池的主要功能是儲存剛卸出的乏燃料，利用水的______和屏蔽作用確保安全。20.核聚變反應中，最容易實現(xiàn)的是______（填核素）的聚變反應。三、簡答題（每題8分，共40分）1.簡述壓水堆（PWR）與沸水堆（BWR）在系統(tǒng)設計上的主要區(qū)別。2.解釋“反應性溫度系數(shù)”的物理意義，并說明壓水堆中負的慢化劑溫度系數(shù)為何能提高反應堆安全性。3.簡述核輻射防護的“外照射防護”與“內(nèi)照射防護”的主要措施。4.說明核燃料循環(huán)中“鈾濃縮”的目的及常用技術（至少列舉兩種）。5.分析快中子增殖堆（SFR）能夠?qū)崿F(xiàn)“增殖”的關鍵條件，并列舉其主要優(yōu)勢。四、計算題（每題10分，共20分）1.某壓水堆堆芯功率為3000MW，燃料棒總根數(shù)為5萬根，單根燃料棒的有效長度為3.8m，直徑為9.5mm（包殼外徑），假設燃料棒均勻發(fā)熱。計算：（1）堆芯體積釋熱率q'''（單位：W/cm3）；（2）單根燃料棒的線功率密度q'（單位：kW/m）；（3）燃料棒表面熱流密度q''（單位：W/cm2）。（已知堆芯活性區(qū)體積為V=πR2H，其中R=1.8m，H=3.8m）2.某放射性核素樣品初始活度為100mCi，半衰期為30年。計算：（1）該核素的衰變常數(shù)λ（單位：a?1）；（2）經(jīng)過60年后剩余的活度（單位：mCi）；（3）若該核素為α發(fā)射體，α粒子能量為5MeV，計算樣品的衰變功率（單位：mW）。（1eV=1.6×10?1?J，1Ci=3.7×101?Bq）五、綜合分析題（20分）結(jié)合福島第一核電站事故（2011年），分析壓水堆在極端自然災害下的安全風險，并闡述現(xiàn)代先進反應堆（如AP1000、華龍一號）針對此類風險采取的改進措施。答案一、單項選擇題1.A2.B3.C4.B5.C6.C7.B8.A9.B10.A二、填空題1.等于或大于（臨界時等于1，超臨界時大于1）2.小于3.彈性4.鋯合金5.ln2/T?/?（或0.693/T?/?）6.偏離泡核沸騰（DNB）7.消耗（或燃耗）8.屏蔽9.鈾礦加工（或浸出、純化）10.硼（或鎘、鉿）11.0.02512.1（或0.6~1，通常取0.2~1，更精確為約0.2~0.5，此處填1為近似值）13.石墨/氦氣（石墨為慢化劑，氦氣為冷卻劑）14.7（最高級，與切爾諾貝利同級）15.希沃特（Sv）16.15.5（或15~16MPa）17.激發(fā)18.0.6~0.7（通常約0.65%）19.冷卻20.氘和氚（2H和3H）三、簡答題1.壓水堆（PWR）與沸水堆（BWR）的主要區(qū)別：（1）冷卻劑循環(huán)方式：PWR一回路與二回路通過蒸汽發(fā)生器隔離，冷卻劑在一回路不沸騰；BWR冷卻劑直接在堆芯沸騰，產(chǎn)生的蒸汽進入汽輪機，無獨立二回路。（2）壓力控制：PWR一回路壓力高（約15.5MPa），通過穩(wěn)壓器維持；BWR壓力較低（約7MPa），依靠反應堆壓力容器直接容納汽水混合物。（3）輻射控制：BWR汽輪機系統(tǒng)帶有放射性，需額外屏蔽；PWR二回路無放射性，安全性更高。（4）控制方式：PWR主要通過控制棒和硼濃度調(diào)節(jié)反應性；BWR通過控制棒和冷卻劑流量調(diào)節(jié)。2.反應性溫度系數(shù)α_T定義為反應性隨溫度的變化率（dρ/dT），反映溫度變化對反應堆反應性的影響。壓水堆中，慢化劑溫度升高時，水的密度降低，慢化能力下降，共振吸收增加，導致有效增殖因子k_eff減小，即α_T為負。負的慢化劑溫度系數(shù)意味著溫度升高會自動引入負反應性，抑制功率上升，形成負反饋，提高反應堆的自穩(wěn)定性，避免超溫超壓事故。3.外照射防護措施：（1）時間防護：減少暴露時間；（2）距離防護：增大與輻射源的距離（輻射強度與距離平方成反比）；（3）屏蔽防護：使用鉛、混凝土等材料屏蔽γ射線，使用塑料、水等屏蔽β射線，使用含氫材料屏蔽中子。內(nèi)照射防護措施：（1）防止放射性物質(zhì)進入體內(nèi)：通過密封、通風（負壓系統(tǒng)）、個人防護（口罩、手套）等；（2）減少吸收：避免攝入污染的食物/水，使用促排藥物（如DTPA促排錒系元素）；（3）監(jiān)測：定期進行生物樣品（尿、血）分析，評估內(nèi)照射劑量。4.鈾濃縮的目的是提高天然鈾中易裂變核素23?U的豐度（天然鈾中23?U豐度約0.711%，壓水堆燃料需3%~5%）。常用技術：（1）氣體離心法：利用鈾-235和鈾-238六氟化物（UF?）分子質(zhì)量差異，通過高速離心機分離；（2）氣體擴散法：UF?氣體通過多孔膜時，輕分子（23?UF?）擴散更快，經(jīng)多級擴散富集；（3）激光同位素分離（AVLIS）：利用激光選擇性激發(fā)23?U原子，通過電離或化學方法分離。5.快堆實現(xiàn)增殖的關鍵條件：（1）使用快中子能譜（無慢化劑），使23?U通過(n,γ)反應生成23?Pu（易裂變核素）；（2）增殖比CR>1（通常CR=1.1~1.4），即新產(chǎn)生的易裂變核素（如23?Pu）多于消耗的（如23?U或23?Pu）。主要優(yōu)勢：（1）提高鈾資源利用率（從壓水堆的約1%提升至60%~70%）；（2）消耗長壽命錒系核素（如23?U、2??Pu），減少乏燃料放射性危害；（3）可作為钚燃料的“增殖器”，支持閉式燃料循環(huán)。四、計算題1.（1）堆芯體積V=πR2H=3.14×(180cm)2×380cm≈3.14×32400×380≈3.83×10?cm3堆芯功率Q=3000MW=3×10?W體積釋熱率q'''=Q/V=3×10?W/3.83×10?cm3≈78.3W/cm3（2）單根燃料棒線功率密度q'=總功率/(燃料棒根數(shù)×有效長度)總功率=3×10?W=3×10?kWq'=3×10?kW/(5×10?根×3.8m)=3×10?/(1.9×10?)≈15.79kW/m（3）單根燃料棒表面積A=πdH=3.14×0.95cm×380cm≈1133.54cm2（d=9.5mm=0.95cm）單根燃料棒功率=總功率/燃料棒根數(shù)=3×10?W/5×10?=6×10?W表面熱流密度q''=單根功率/A=6×10?W/1133.54cm2≈52.9W/cm22.（1）衰變常數(shù)λ=ln2/T?/?=0.693/30≈0.0231a?1（2）剩余活度A=A?×(1/2)^(t/T?/?)=100mCi×(1/2)^(60/30)=100×(1/2)2=25mCi（3）衰變功率P=A×E×N，其中A=100mCi=100×3.7×10?Bq=3.7×10?Bq（1mCi=3.7×10?Bq）E=5MeV=5×1.6×10?13J=8×10?13JP=3.7×10?Bq×8×10?13J=2.96×10?3W=2.96mW五、綜合分析題福島核事故的安全風險分析：福島第一核電站為沸水堆（BWR），事故直接原因是東日本大地震引發(fā)的海嘯（浪高約14~15m）超過了核電站設計的防波堤高度（約5.7m），導致外部電源和應急柴油發(fā)電機（位于地下室）失效，失去冷卻能力。堆芯因衰變熱無法導出而熔化，氫氣爆炸破壞安全殼，放射性物質(zhì)泄漏。暴露的風險包括：（1）依賴交流電源的主動安全系統(tǒng)（如應急冷卻泵）在極端災害下失效；（2）乏燃料水池冷卻系統(tǒng)同樣依賴電源，水位下降導致乏燃料裸露；（3）設計基準災害（如海嘯高度）低估，缺乏超設計基準事故應對措施。先進反應堆的改進措施（以AP1000和華龍一號為例）：（1）非能動安全系統(tǒng)：AP1000采用非能動余熱排出系統(tǒng)（PRHR），利用重力和自然循環(huán)導出熱量，無需電源；華龍一號設置內(nèi)置換料水箱（IRWST），事故時自動注入冷卻水。（2）增強外部災害防護：提高防波堤高度（如AP1000設計海嘯