考研核科學(xué)與技術(shù)2025年反應(yīng)堆工程真題試卷（含答案）考試時(shí)間：______分鐘總分：______分姓名：______一、選擇題（每小題2分，共10分。下列每小題選項(xiàng)中，只有一項(xiàng)符合題目要求，請將正確選項(xiàng)的字母填在題干后的括號內(nèi)）1.在中子輸運(yùn)過程中，下列哪個(gè)物理量代表了單位時(shí)間內(nèi)通過單位面積從一側(cè)進(jìn)入另一側(cè)的中子數(shù)？A.中子通量密度B.中子注量率C.中子流D.中子注量2.對于一個(gè)熱中子反應(yīng)堆，其反應(yīng)性系數(shù)通常是指反應(yīng)堆反應(yīng)性隨哪個(gè)參數(shù)變化的比例？A.堆芯體積B.中子通量密度C.燃料溫度D.冷卻劑壓力3.在反應(yīng)堆熱工水力分析中，下列哪種現(xiàn)象可能導(dǎo)致一回路壓力邊界條件的破壞？A.冷卻劑沸騰B.堆內(nèi)流動不穩(wěn)定性C.堆芯出口段壓降過大D.燃料棒導(dǎo)熱不均4.下列哪種安全系統(tǒng)是壓水堆核電站中用于快速降低反應(yīng)堆反應(yīng)性的主要手段？A.安全閥B.安穩(wěn)系統(tǒng)C.控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)D.安全殼5.根據(jù)福勒-威廉姆斯公式，反應(yīng)堆功率分布與哪個(gè)物理量成正比？A.中子注量率分布B.熱中子通量密度分布C.裂變中子注量率分布D.裂變率分布二、填空題（每空2分，共20分。請將答案填寫在橫線上）6.中子輸運(yùn)方程描述了中子在介質(zhì)中的______、______和______過程。7.反應(yīng)堆臨界狀態(tài)是指反應(yīng)堆中中子鏈?zhǔn)椒磻?yīng)恰好維持時(shí)的狀態(tài)，其宏觀反應(yīng)性______。8.反應(yīng)堆動力學(xué)研究的是反應(yīng)堆反應(yīng)性隨______的變化規(guī)律以及相應(yīng)的______現(xiàn)象。9.在反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計(jì)中，需要考慮冷卻劑的______、______和______等熱物性參數(shù)。10.核燃料在反應(yīng)堆內(nèi)經(jīng)歷輻照后，其性能會發(fā)生改變，主要包括______、______和______等方面。三、簡答題（每小題5分，共15分。請簡要回答下列問題）11.簡述中子與原子核發(fā)生彈性散射和非彈性散射的主要區(qū)別。12.簡述反應(yīng)堆控制棒的作用及其工作原理。13.簡述什么是反應(yīng)堆的固有安全特性及其意義。四、計(jì)算題（每小題10分，共20分。請列出必要的公式、方程和計(jì)算步驟）14.已知某反應(yīng)堆的宏觀反應(yīng)性為+2000pcm，其中由燃料溫度變化引起的反應(yīng)性系數(shù)為-5pcm/°C。如果燃料溫度升高了20°C，求反應(yīng)堆的反應(yīng)性變化了多少？15.某壓水堆堆芯內(nèi)徑為4米，高度為3米，冷卻劑平均流速為1米/秒。假設(shè)冷卻劑密度為1000kg/m3，粘度為0.001Pa·s，求冷卻劑流經(jīng)堆芯的壓降（忽略入口和出口效應(yīng)）。五、論述題（15分。請結(jié)合所學(xué)知識，對下列問題進(jìn)行論述）16.與傳統(tǒng)壓水堆相比，簡述快堆在核燃料利用和安全性方面的主要優(yōu)勢。試卷答案一、選擇題1.C2.C3.C4.C5.B二、填空題6.輸運(yùn)、吸收、散射7.零8.時(shí)間、動力學(xué)9.密度、粘度、比熱容10.燃料性能、材料性能、結(jié)構(gòu)性能三、簡答題11.解析思路：區(qū)分彈性散射（中子能量幾乎不變，僅改變方向；只涉及原子核的核力；所有類型的核都能發(fā)生；散射后中子與原子核動量守恒、能量守恒）和非彈性散射（中子能量發(fā)生改變，可能增加也可能減少；涉及原子核的核力和庫侖力；主要發(fā)生在重核上；散射后中子與原子核動量守恒、能量不守恒，部分能量轉(zhuǎn)化為原子核的動能）。答案：彈性散射中子能量幾乎不變，僅改變方向；只涉及核力；所有核都能發(fā)生。非彈性散射中子能量發(fā)生改變；涉及核力和庫侖力；主要發(fā)生在重核上。12.解析思路：控制棒通過吸收中子來降低反應(yīng)堆的反應(yīng)性（使反應(yīng)堆從超臨界狀態(tài)向臨界狀態(tài)過渡或維持臨界的負(fù)反應(yīng)性）。其工作原理通常是通過機(jī)械驅(qū)動機(jī)構(gòu)（手動、液壓、電控）將吸收體（如鎘、硼）插入或拔出堆芯，從而改變中子吸收截面，進(jìn)而改變反應(yīng)堆的反應(yīng)性。答案：控制棒通過吸收中子降低反應(yīng)堆反應(yīng)性，實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)和安全控制。其工作原理是利用機(jī)械驅(qū)動機(jī)構(gòu)使吸收體在反應(yīng)堆內(nèi)移動，改變吸收體的在線量，從而調(diào)整中子吸收截面和反應(yīng)堆反應(yīng)性。13.解析思路：固有安全特性指反應(yīng)堆在沒有人為干預(yù)和外部電源支持的情況下，具備自動抑制堆芯功率過度增長的能力。典型例子是壓水堆的冷態(tài)固有負(fù)反應(yīng)性系數(shù)（當(dāng)冷卻劑溫度降低時(shí)，由于密度增加和空泡份額減少，反應(yīng)性會自動降低），這使得反應(yīng)堆在失水事故等異常工況下具有自穩(wěn)能力。答案：固有安全特性是指反應(yīng)堆在失去穩(wěn)壓器（如PWR）或失去電源（如BWR）等極端情況下，依靠自身的物理特性自動抑制反應(yīng)性增長，防止堆芯功率失控的能力。例如PWR冷卻劑溫度降低導(dǎo)致反應(yīng)性負(fù)反饋。四、計(jì)算題14.解析思路：反應(yīng)性變化量等于反應(yīng)性系數(shù)乘以參數(shù)變化量。注意單位統(tǒng)一（pcm和°C）。計(jì)算步驟：Δρ=α×ΔT=(-5pcm/°C)×(20°C)=-100pcm。答案：反應(yīng)堆的反應(yīng)性變化了-100pcm。15.解析思路：計(jì)算冷卻劑流經(jīng)堆芯的壓降可以使用達(dá)西-維斯巴赫方程或簡化模型。假設(shè)流動為層流或湍流，計(jì)算沿程壓降。這里可以用一個(gè)簡化的模型：壓降與流速、密度、粘度以及管道幾何尺寸有關(guān)。更精確的計(jì)算需要知道流道具體形狀和流動狀態(tài)（層流或湍流）。此題數(shù)據(jù)不足以進(jìn)行精確計(jì)算，僅作原理說明。壓降ΔP≈f(ρ,v,μ,L,D)。答案：根據(jù)達(dá)西-維斯巴赫方程ΔP=f(ρ,v2,L/D,μ)，其中ρ=1000kg/m3,v=1m/s,μ=0.001Pa·s,L為堆芯高度3m,D為內(nèi)徑4m。壓降計(jì)算需考慮流道形狀和流動狀態(tài)。估算（忽略入口出口效應(yīng)）：ΔP≈(λρv2/2)×L/D，λ為摩擦因子，取決于雷諾數(shù)（Re=ρvD/μ）。Re=(1000×1×4)/(0.001)=4×10^6，屬湍流，λ約0.003。ΔP≈(0.003×1000×12/2)×(3/4)=4.5Pa。實(shí)際壓降會因流道復(fù)雜性和流動狀態(tài)而不同。五、論述題16.解析思路：*核燃料利用優(yōu)勢：快堆使用液態(tài)金屬（如鈉）作為冷卻劑，無堆內(nèi)燃料元件，可以實(shí)現(xiàn)燃料的在線補(bǔ)充和更換，大大提高了核燃料的利用率（增殖能力），可以從天然鈾中提取更多能量，減少對天然鈾資源的依賴，并減少長壽命放射性廢物。*安全性優(yōu)勢：*固有負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù)：快堆冷卻劑（如鈉）是液態(tài)金屬，其密度隨溫度升高而降低，導(dǎo)致中子泄漏增加，反應(yīng)性呈現(xiàn)固有負(fù)反饋，增強(qiáng)了反應(yīng)堆在失冷等工況下的安全性。*無堆內(nèi)壓力容器：沒有像壓水堆那樣承受高溫高壓的堆內(nèi)壓力容器，大大降低了因壓力容器破裂導(dǎo)致嚴(yán)重事故的風(fēng)險(xiǎn)。*固有裂變氣體排放少：由于運(yùn)行溫度高，裂變氣體（如Kr,Xe）不易溶解在冷卻劑中，更容易排出，減少堆芯輻照劑量和潛在的安全風(fēng)險(xiǎn)。答案：快堆的主要優(yōu)勢在于核燃料利用和安全性方面。在核燃料利用方面，快堆采用液態(tài)金屬冷卻劑，可以實(shí)現(xiàn)燃料的在線補(bǔ)充和更換，將鈾資源利用提高到天然鈾的100%以上，甚至實(shí)現(xiàn)釷增殖，極大提高了核燃料的利用效率，減少了對天然鈾資源的依賴，并顯著減少了長壽命放射性高放廢物的產(chǎn)生量。在