2025年核科學與技術(shù)考研核反應堆專項訓練試卷（含答案）考試時間：______分鐘總分：______分姓名：______一、選擇題（每小題2分，共10分。請將正確選項字母填在括號內(nèi)）1.在核反應堆中，能夠?qū)е路磻压β史€(wěn)定運行的關鍵因素是？(A)燃料棒的中子吸收截面隨溫度的負系數(shù)(B)控制棒的中子吸收截面遠大于燃料棒(C)堆芯冷卻劑的正密度系數(shù)(D)安全殼的完整性2.對于壓水堆（PWR）而言，其蒸汽發(fā)生器的主要功能是？(A)產(chǎn)生初始中子(B)控制反應堆功率(C)將一回路的熱量傳遞給二回路工質(zhì)，產(chǎn)生蒸汽(D)吸收反應堆中過量的中子3.在核反應堆物理計算中，反應堆的固有中子源主要指？(A)控制棒插入時引入的吸收中子(B)燃料裂變產(chǎn)生的中子(C)由（α,n）等反應產(chǎn)生的中子(D)冷卻劑裂變產(chǎn)物放出的中子4.核反應堆一回路中，壓水堆（PWR）通常使用的冷卻劑是？(A)重水(B)輕水(C)氦氣(D)氦氣或重水5.導致核燃料在反應堆內(nèi)發(fā)生腫脹的主要原因是？(A)燃料棒冷卻劑流量過大(B)燃料棒輻照損傷導致空位增加(C)燃料棒溫度過低(D)控制棒材料吸收中子過多二、填空題（每空2分，共20分。請將答案填在橫線上）6.核反應堆中，描述反應堆是否臨界的物理量是__________。7.能夠吸收中子而不發(fā)生裂變的原子核稱為__________。8.核反應堆中，為控制反應堆功率和實現(xiàn)安全停堆而設置的關鍵部件是__________。9.在核反應堆熱工水力分析中，描述流體在管道內(nèi)流動阻力的一種經(jīng)驗公式是__________。10.核反應堆安全分析中，常用來評估反應堆在事故工況下保持堆芯冷卻和安全殼完整性的重要參數(shù)是__________。三、計算題（共50分）11.（10分）已知某核反應堆的宏觀中子源強度為Σ'S=1.0×10??neutrons/(cm2·s)，反應堆的宏觀吸收截面Σ'a=5.0×10?2cm?1，宏觀散射截面Σ's=5.0×10?2cm?1，宏觀幾何增殖因子k<0xE2><0x82><0x96>=1.05。假設反應堆初始處于臨界狀態(tài)（k<0xE2><0x82><0x96>=k<0xE2><0x82><0x91>=1.0），求該反應堆的宏觀泄漏截面Σ'l以及平衡時每單位體積的中子密度n?。12.（15分）一壓水堆的燃料棒組件，長L=3.0m，內(nèi)直徑D=10.0cm，外直徑d=11.0cm。燃料棒采用富集度為3.0%的UO?燃料，燃料密度為10.0g/cm3。假設燃料棒中心中子通量密度為Φ=1.0×1012neutrons/(cm2·s)，中子能量分布對截面影響可忽略。試計算：（1）每根燃料棒內(nèi)UO?燃料的摩爾數(shù)N；（2）若燃料棒中心處的宏觀吸收截面Σ'a_fuel=5.0×10?2cm?1，求中心處燃料的中子吸收率R_fuel(neutrons/barn·s)；（3）若燃料棒clad材料的中子宏觀吸收截面Σ'a_clad=1.0×10??cm?1，求燃料棒中心到內(nèi)壁clad材料中子吸收率之比R_clad/R_fuel。13.（25分）某核反應堆采用自然循環(huán)回路，堆芯出口處冷卻劑壓力為P=15MPa，溫度為T_out=300°C。假設冷卻劑在回路中的流動為層流，流道直徑D=0.05m，流道長度L=10m。已知冷卻劑的運動粘度ν=1.0×10??m2/s，密度ρ=800kg/m3。試利用Darcy-Weisbach公式估算冷卻劑流過該流道段的壓降ΔP(假設摩擦因子f≈0.03，入口效應可忽略)。并簡要說明自然循環(huán)建立的條件。四、簡答題（共20分）14.（10分）簡述核反應堆中子經(jīng)濟性（PromptCriticality）的含義及其對反應堆運行的影響。15.（10分）簡述核反應堆壓力容器在長期輻照下可能面臨的主要挑戰(zhàn)。試卷答案一、選擇題1.(A)解析：燃料棒中子吸收截面隨溫度升高而減?。ㄘ摐囟认禂?shù)）是確保反應堆負反饋、功率變化時能夠自動趨于穩(wěn)定的重要物理特性。2.(C)解析：蒸汽發(fā)生器是壓水堆一回路和二回路之間的熱交換設備，其功能是將反應堆冷卻劑（一回路）的熱量傳遞給二回路工質(zhì)（通常為水），使二回路工質(zhì)蒸發(fā)產(chǎn)生蒸汽，進而驅(qū)動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。3.(C)解析：固有中子源是指無需反應堆啟動系統(tǒng)就能自行提供中子的來源，通常指（α,n）反應或其他自發(fā)裂變等產(chǎn)生的中子，在反應堆啟動或失去控制棒等特定情況下起作用。4.(B)解析：壓水堆（PWR）是使用輕水（普通水）作為冷卻劑和慢化劑的反應堆類型。5.(B)解析：核燃料在輻照下，原子核發(fā)生位移損傷，產(chǎn)生大量空位，這些空位聚集導致燃料密度降低，宏觀體積膨脹，即腫脹。二、填空題6.反應性解析：反應性是描述反應堆偏離臨界狀態(tài)程度的一個無量綱物理量，Δk/k，正值表示超臨界，負值表示次臨界。7.非裂變吸收體(或阻吸體)解析：這類材料能吸收中子而不發(fā)生核裂變，常用于控制棒、慢化劑、冷卻劑及屏蔽材料中。8.控制棒解析：控制棒通過吸收中子來快速調(diào)節(jié)反應堆的反應性，從而控制功率水平或?qū)崿F(xiàn)緊急停堆。9.Darcy-Weisbach公式(或阻力公式)解析：該公式ΔP=f*(L/D)*(ρ*v2/2)用于計算流體在管道內(nèi)流動的沿程壓降，其中f為摩擦因子。10.安全裕度(或SafetyMargin)解析：指反應堆在正常運行或事故工況下，偏離臨界或危險狀態(tài)的距離，是衡量反應堆安全性的重要指標。三、計算題11.解：宏觀泄漏截面Σ'l=Σ'S/k<0xE2><0x82><0x96>=1.0×10??/1.05≈9.52×10?cm?1平衡中子密度n?=Σ'S/(Σ'a+Σ'l)=1.0×10??/(5.0×10?2+9.52×10?)≈1.04×10?cm?3解析：在穩(wěn)態(tài)平衡條件下，宏觀中子源產(chǎn)生的中子等于泄漏和吸收的中子之和。宏觀泄漏截面Σ'l是中子源與宏觀吸收截面Σ'a之比。平衡中子密度是中子源強度除以總宏觀吸收截面（吸收+泄漏）。12.解：（1）UO?密度ρ=10.0g/cm3，摩爾質(zhì)量M(UO?)=238*2+16*2=288g/mol。燃料棒體積V=π*(D2/4-d2/4)*L=π*[(102/4-112/4)*102]cm3=3.464×10?cm3。摩爾數(shù)N=ρ*V/M(UO?)=10.0g/cm3*3.464×10?cm3/288g/mol≈1.206×103mol。（2）中心處中子吸收率R_fuel=Σ'a_fuel*Φ=5.0×10?2cm?1*1.0×1012cm?2/s=5.0×101?neutrons/(barn·s)。（3）燃料棒內(nèi)clad材料體積分數(shù)≈d2/4*L/[(D2/4-d2/4)*L]=(112/4)/(102/4-112/4)≈1.285。假設中子泄漏分布均勻，單位體積內(nèi)clad材料吸收的中子通量密度為Φ_clad≈Φ/1.285≈7.81×1011cm?2/s。clad吸收率R_clad=Σ'a_clad*Φ_clad=1.0×10??cm?1*7.81×1011cm?2/s=7.81×10?neutrons/(barn·s)。R_clad/R_fuel=(7.81×10?)/(5.0×101?)=0.1562。解析：計算燃料棒內(nèi)UO?的摩爾數(shù)需用燃料密度、體積和摩爾質(zhì)量。中子吸收率是宏觀吸收截面與中子通量密度的乘積。計算clad吸收率時，需估算其體積占比，并假設中子按此比例分布，再乘以宏觀吸收截面和通量密度。13.解：ΔP=f*(L/D)*(ρ*v2/2)=0.03*(10m/0.05m)*(800kg/m3*(1.0×10??m2/s)2/2)≈0.24Pa。解析：應用Darcy-Weisbach公式直接計算。注意單位換算，粘度ν=v*D/t，此處ν已給，v=ν/t=ν。壓降值非常小，說明在層流條件下流道壓降對總回路壓降貢獻不大，自然循環(huán)主要依靠重位壓頭。四、簡答題14.簡述核反應堆中子經(jīng)濟性（PromptCriticality）的含義及其對反應堆運行的影響。答：中子經(jīng)濟性，特指僅由裂變產(chǎn)生的中子（即前向中子，PromptNeutrons）對反應堆反應性的影響。當反應堆的反應性主要由前向中子決定時，稱為具有中子經(jīng)濟性。這意味著反應堆對燃料棒、慢化劑、冷卻劑等參數(shù)的微小變化具有負的反應性反饋，有助于反應堆功率的穩(wěn)定。良好的中子經(jīng)濟性是反應堆能夠穩(wěn)定運行的基礎。如果中子經(jīng)濟性不好（例如出現(xiàn)逆向中子經(jīng)濟），反應堆可能不穩(wěn)定，功率劇烈波動甚至失控。15.簡述核反應堆壓力容器在長期輻照下可能面臨的主要挑戰(zhàn)。答：核反應堆壓力容器在長期輻照下主要面臨以下挑戰(zhàn)：（1）輻照脆化：材料晶粒尺寸增大、產(chǎn)生缺陷，導致材料韌性下降，脆性增加，抗沖擊能力減弱，焊接接頭也易開裂。（2）材料腫脹：材料內(nèi)部產(chǎn)生空位等缺陷聚集，導