2025年核能工程技術(shù)沖刺押題試卷及答案一、單項選擇題（每題2分，共20分）1.壓水堆中，控制棒的主要材料通常為（）。A.鈾-235B.鎘或硼C.鋯合金D.不銹鋼2.快中子反應(yīng)堆（快堆）的中子能譜主要分布在（）。A.熱中子能區(qū)（<0.625eV）B.超熱中子能區(qū)（0.625eV~1keV）C.中能中子能區(qū)（1keV~0.1MeV）D.快中子能區(qū)（>0.1MeV）3.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.降低鈾濃縮成本C.減少天然鈾開采量D.直接處理高放廢物4.多普勒展寬效應(yīng)是指（）。A.溫度升高導(dǎo)致燃料多普勒頻移，中子吸收截面增大B.溫度升高導(dǎo)致燃料原子核熱運動加劇，中子共振吸收截面展寬C.溫度升高導(dǎo)致慢化劑密度降低，中子慢化能力下降D.溫度升高導(dǎo)致冷卻劑流量變化，影響堆芯功率分布5.非能動安全系統(tǒng)的核心設(shè)計理念是（）。A.依賴外部電源驅(qū)動安全設(shè)備B.利用自然力（重力、對流等）實現(xiàn)安全功能C.通過冗余設(shè)計提高可靠性D.采用數(shù)字化儀控系統(tǒng)提升響應(yīng)速度6.高溫氣冷堆（HTGR）的燃料元件形式為（）。A.棒狀UO?燃料B.球形TRISO顆粒燃料C.板狀金屬鈾燃料D.針狀MOX燃料7.核反應(yīng)堆熱工設(shè)計中，“最小燒毀比（MDNBR）”是指（）。A.實際臨界熱流密度與設(shè)計熱流密度的比值B.設(shè)計熱流密度與實際臨界熱流密度的比值C.堆芯最大熱流密度與平均熱流密度的比值D.冷卻劑出口溫度與飽和溫度的差值8.福島核事故后，國際核安全標準強化的重點之一是（）。A.提高反應(yīng)堆熱效率B.增強嚴重事故預(yù)防與緩解能力C.縮短燃料更換周期D.降低放射性廢物產(chǎn)生量9.液態(tài)金屬冷卻堆（如鈉冷快堆）的主要挑戰(zhàn)是（）。A.冷卻劑與水反應(yīng)劇烈B.慢化能力過強C.中子泄漏率高D.燃料富集度要求低10.核聚變反應(yīng)堆（如托卡馬克）的核心目標是實現(xiàn)（）。A.自持燃燒（Q≥1）B.高能量轉(zhuǎn)換效率C.低放射性廢物D.小型化設(shè)計二、填空題（每空2分，共20分）1.壓水堆一回路典型工作壓力約為（）MPa，冷卻劑出口溫度約為（）℃。2.核反應(yīng)堆的反應(yīng)性控制手段包括（）控制、（）控制和（）控制。3.快堆的增殖比（BR）是指（）與（）的比值。4.高溫氣冷堆使用（）作為慢化劑和冷卻劑，其工作溫度可達（）℃以上。5.核安全的“縱深防御”原則包括（）、（）、（）三道防線。三、簡答題（每題8分，共40分）1.簡述壓水堆中慢化劑（輕水）的雙重作用及其對反應(yīng)堆安全性的影響。2.對比分析壓水堆（PWR）與沸水堆（BWR）在熱工設(shè)計上的主要差異。3.說明核燃料包殼材料（如鋯合金）需滿足的關(guān)鍵性能要求。4.解釋“反應(yīng)性溫度系數(shù)”的物理意義，并說明負溫度系數(shù)對反應(yīng)堆安全的重要性。5.簡述第四代核能系統(tǒng)（Gen-IV）的六大技術(shù)目標。四、計算題（15分）某壓水堆堆芯熱功率為3400MW，一回路冷卻劑流量為1.8×10?kg/s，入口溫度為290℃，水的定壓比熱容c?=4.18kJ/(kg·℃)。假設(shè)堆芯進出口焓差全部由核裂變能量提供，忽略熱損失，計算：（1）冷卻劑出口溫度；（2）若堆芯最大線功率密度為550W/cm，計算單根燃料棒（長度4m）的最大熱功率。五、論述題（25分）結(jié)合當前核能技術(shù)發(fā)展趨勢，論述小型模塊化反應(yīng)堆（SMR）的技術(shù)特點、優(yōu)勢及面臨的挑戰(zhàn)。2025年核能工程技術(shù)沖刺押題試卷答案一、單項選擇題1.B2.D3.A4.B5.B6.B7.A8.B9.A10.A二、填空題1.15.5；3272.控制棒；化學(xué)補償（硼酸濃度）；可燃毒物3.新生易裂變核素（如23?Pu）生成量；消耗的易裂變核素（如23?U）量4.氦氣；9005.防止偏離正常運行；控制偏離并防止事故升級；減輕事故后果三、簡答題1.慢化劑（輕水）的雙重作用：①慢化中子：通過彈性散射將快中子慢化為熱中子，提高23?U的熱中子吸收截面，維持鏈式反應(yīng)；②冷卻劑：吸收堆芯裂變產(chǎn)生的熱量，通過一回路傳遞至蒸汽發(fā)生器。對安全性的影響：若慢化劑流失（如失水事故），中子慢化能力下降，反應(yīng)性可能驟降（負反應(yīng)性反饋），但冷卻功能喪失會導(dǎo)致堆芯過熱，需依靠安全注入系統(tǒng)補充冷卻劑。2.主要差異：①冷卻劑流程：PWR一回路與二回路隔離，冷卻劑在堆芯不沸騰；BWR冷卻劑直接在堆芯沸騰，產(chǎn)生蒸汽進入汽輪機，無蒸汽發(fā)生器。②壓力控制：PWR一回路壓力高（約15.5MPa），避免沸騰；BWR壓力較低（約7MPa），允許沸騰。③放射性控制：BWR蒸汽帶放射性，需嚴格隔離汽輪機系統(tǒng)；PWR二回路無放射性，安全性更高。④功率調(diào)節(jié)：BWR通過控制棒和冷卻劑流量調(diào)節(jié)功率；PWR主要通過控制棒和硼酸濃度調(diào)節(jié)。3.關(guān)鍵性能要求：①低中子吸收截面：減少對中子的寄生吸收，提高中子經(jīng)濟性；②耐高溫和腐蝕：承受堆芯高溫（300℃以上）及冷卻劑（含硼水）的化學(xué)腐蝕；③機械強度：抵抗冷卻劑流動沖刷、熱應(yīng)力及輻照腫脹；④輻照穩(wěn)定性：耐中子輻照，避免脆化或尺寸變化（如鋯合金的輻照生長）；⑤與燃料相容性：不與UO?燃料發(fā)生化學(xué)反應(yīng)，防止包殼失效。4.反應(yīng)性溫度系數(shù)α_T定義為溫度變化1K時反應(yīng)性的變化量（α_T=Δρ/ΔT）。負溫度系數(shù)表示溫度升高時反應(yīng)性降低，形成負反饋：當堆芯因功率上升導(dǎo)致溫度升高時，α_T<0會使反應(yīng)性下降，抑制功率進一步上升，自動穩(wěn)定反應(yīng)堆功率。這是反應(yīng)堆固有安全性的核心特征，可防止功率失控（如超功率事故），是設(shè)計中必須滿足的安全要求。5.Gen-IV的六大技術(shù)目標：①可持續(xù)性：高效利用鈾資源，減少廢物產(chǎn)生；②安全性與可靠性：降低堆芯損壞概率，簡化安全系統(tǒng)；③經(jīng)濟性：降低比投資成本（<2000美元/kWe），提高可競爭性；④防擴散性：燃料循環(huán)難以提取武器級核材料；⑤物理保護：抵御外部攻擊或內(nèi)部破壞；⑥廢物最少化：減少高放廢物體積和壽命，降低處置難度。四、計算題（1）冷卻劑出口溫度計算：熱功率Q=3400MW=3.4×10?W=3.4×10?kJ/s由Q=mc?ΔT，得ΔT=Q/(mc?)=3.4×10?/(1.8×10?×4.18)≈45.3℃出口溫度T_out=T_in+ΔT=290+45.3=335.3℃（2）單根燃料棒最大熱功率：線功率密度q_L=550W/cm=55000W/m燃料棒長度L=4m熱功率P=q_L×L=55000×4=220000W=220kW五、論述題技術(shù)特點：SMR單堆功率通常小于300MWe（傳統(tǒng)壓水堆約1000MWe），采用模塊化設(shè)計，反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器等關(guān)鍵設(shè)備在工廠預(yù)制，現(xiàn)場組裝；多采用非能動安全系統(tǒng)（如自然循環(huán)冷卻），簡化系統(tǒng)復(fù)雜度；燃料循環(huán)靈活（可使用低濃鈾或釷基燃料），支持多用途（發(fā)電、供熱、海水淡化）。優(yōu)勢：①經(jīng)濟性：模塊化制造降低建造成本（約為傳統(tǒng)堆的60%-80%），縮短建設(shè)周期（2-3年vs5-7年）；②安全性：非能動安全系統(tǒng)減少對外部電源依賴，小堆芯熱容量低，事故后果可控；③靈活性：適合電網(wǎng)容量小的地區(qū)（如偏遠地區(qū)、島嶼）或工業(yè)供能，可多模塊組合（如4×75MWe）逐步擴容；④燃料利用：部分SMR（如高溫氣冷堆SMR）支持長周期換料（10年以上），減少停堆時間。挑戰(zhàn)：①法規(guī)與認證：現(xiàn)有核安全法規(guī)基于大型堆設(shè)計，SMR的非能動系統(tǒng)、新型材料（如鉛鉍合金冷卻劑）需定制化認證，國際協(xié)調(diào)難度大；②市場接受度：用戶對小堆經(jīng)濟性的實際驗證需求高，初期投資仍需政策補貼；③技術(shù)成