2025《核工程》專項(xiàng)強(qiáng)化訓(xùn)練題考試時(shí)間：______分鐘總分：______分姓名：______一、選擇題（每題3分，共30分。請(qǐng)將正確選項(xiàng)的字母填在題后括號(hào)內(nèi)）1.在熱中子反應(yīng)堆中，下列哪種裂變碎片碎片組別具有最大的中子釋放分?jǐn)?shù)？A.質(zhì)量數(shù)A介于130到150之間的碎片B.質(zhì)量數(shù)A介于90到120之間的碎片C.質(zhì)量數(shù)A介于150到170之間的碎片D.質(zhì)量數(shù)A小于90的碎片2.對(duì)于一維穩(wěn)態(tài)無限大平面源，在距離源R處，點(diǎn)源的輻射場強(qiáng)度與R的關(guān)系是？A.正比于RB.正比于R2C.正比于1/RD.正比于1/R23.在核反應(yīng)堆的運(yùn)行過程中，如果冷卻劑流量突然下降，可能會(huì)導(dǎo)致？A.反應(yīng)堆功率下降B.反應(yīng)堆功率上升C.反應(yīng)堆棒位自動(dòng)提升D.反應(yīng)堆棒位自動(dòng)下降4.根據(jù)核燃料循環(huán)階段的不同，核廢料通常分為？A.高放廢料、中放廢料、低放廢料B.貧化鈾、富集鈾、天然鈾C(jī).首次循環(huán)廢料、次級(jí)循環(huán)廢料D.成品燃料、乏燃料、核廢料5.ICRP60號(hào)報(bào)告推薦的輻射防護(hù)體系是？A.ALARA原則B.三防護(hù)原則C.ALARA、時(shí)間、距離、屏蔽D.源項(xiàng)控制、工程防護(hù)、管理防護(hù)6.核電子學(xué)中，用于測量電離電流的儀器主要是？A.計(jì)數(shù)器B.閃爍探測器C.電離室D.半導(dǎo)體探測器7.根據(jù)裂變反應(yīng)的物理過程，釋放的中子能量譜屬于？A.熱中子譜B.快中子譜C.輕水堆中子譜D.壓水堆中子譜8.核反應(yīng)堆的負(fù)溫度系數(shù)主要來源于？A.中子泄漏引起的反應(yīng)性變化B.中子壽命引起的反應(yīng)性變化C.熱工水力反饋引起的反應(yīng)性變化D.燃料中毒引起的反應(yīng)性變化9.在核燃料循環(huán)中，將鈾礦石中的鈾黃鐵礦富集起來的過程稱為？A.原料準(zhǔn)備B.原料處理C.選礦D.原料轉(zhuǎn)化10.核電站的常規(guī)島主要功能是？A.產(chǎn)生蒸汽B.發(fā)電C.冷卻和凝汽D.控制反應(yīng)堆二、填空題（每空2分，共20分。請(qǐng)將答案填在題后橫線上）1.放射性核素的活度與其原子核數(shù)的__________成正比。2.核反應(yīng)堆中，控制棒的主要功能是__________中子。3.輻射劑量單位希沃特（Sv）是__________劑量的專用名稱。4.核燃料的富集度是指__________中子豐度與自然鈾中子豐度的百分比。5.輻射防護(hù)的“時(shí)間防護(hù)”原則是指__________接受的輻射劑量。6.核反應(yīng)堆一回路中的冷卻劑__________直接接觸核燃料。7.中子經(jīng)濟(jì)性是評(píng)價(jià)反應(yīng)堆設(shè)計(jì)優(yōu)劣的重要參數(shù)，它通常用__________來表示。8.核反應(yīng)堆的功率調(diào)節(jié)主要通過改變__________來實(shí)現(xiàn)。9.乏燃料后處理的主要目的是__________和__________。10.核電子學(xué)中，常用__________器件將核輻射信號(hào)轉(zhuǎn)換為電信號(hào)。三、判斷題（每題2分，共10分。請(qǐng)將“正確”或“錯(cuò)誤”填在題后括號(hào)內(nèi)）1.所有核反應(yīng)都是放熱的。（）2.中子源是核反應(yīng)堆啟動(dòng)的必要條件。（）3.核廢料深埋地下是當(dāng)前最普遍的處置方式。（）4.輻射防護(hù)中的“距離防護(hù)”原則是基于平方反比定律。（）5.核電站的核島和常規(guī)島是相互獨(dú)立的兩個(gè)系統(tǒng)。（）四、簡答題（每題8分，共24分）1.簡述核裂變反應(yīng)的基本過程。2.簡述核反應(yīng)堆安全系統(tǒng)的主要功能。3.簡述核燃料循環(huán)的主要步驟及其目的。五、計(jì)算題（每題10分，共20分）1.已知某放射性核素的半衰期為10天，初始活度為1000Ci。求：a.3天后該核素的活度是多少Ci？b.經(jīng)過多少天后該核素的活度降為100Ci？c.3天后該核素的剩余原子核數(shù)是多少？（假設(shè)衰變常數(shù)與活度無關(guān)）2.某核反應(yīng)堆的功率為1000MW，其反應(yīng)堆熱效率為30%。假設(shè)冷卻劑的比熱容為4.5kJ/(kg·°C)，流量為50kg/s。求：a.反應(yīng)堆的熱功率是多少M(fèi)W？b.冷卻劑出口與入口的溫差是多少°C？六、分析題（12分）已知某核反應(yīng)堆在穩(wěn)態(tài)運(yùn)行時(shí)，有效增殖因子k_eff=1.05，初始反應(yīng)性為+2000pcm。假設(shè)控制棒的引入值為-5%，堆芯的空泡系數(shù)為-0.01。請(qǐng)分析：a.當(dāng)反應(yīng)堆達(dá)到新的穩(wěn)態(tài)時(shí)，k_eff將如何變化？b.如果要使反應(yīng)堆恢復(fù)到初始功率水平，需要引入多少百分比的棒位？c.結(jié)合空泡系數(shù)的影響，簡要說明該反應(yīng)堆的運(yùn)行安全性。試卷答案一、選擇題1.C2.C3.B4.A5.B6.C7.B8.C9.C10.C二、填空題1.數(shù)量2.吸收3.電離4.軸5.減少或縮短6.不7.反應(yīng)性平衡常數(shù)8.控制棒棒位9.提取鈾、钚；處理高放廢料10.傳感器三、判斷題1.錯(cuò)誤2.正確3.正確4.正確5.錯(cuò)誤四、簡答題1.解析思路：核裂變反應(yīng)通常由中子轟擊重原子核（如鈾-235或钚-239）引發(fā)。中子被重核吸收后，核變成為激發(fā)態(tài)的復(fù)合核，該復(fù)合核極不穩(wěn)定，迅速分裂成兩個(gè)或多個(gè)較輕的原子核（裂變碎片），同時(shí)釋放出2-3個(gè)中子、大量的能量（包括裂變碎片動(dòng)能、中子動(dòng)能、伽馬射線能等）和γ射線。答案：核裂變反應(yīng)的基本過程是：中子轟擊重核（如U-235），重核吸收中子后形成激發(fā)態(tài)的復(fù)合核，復(fù)合核極不穩(wěn)定，迅速分裂成兩個(gè)或多個(gè)較輕的原子核（裂變碎片），同時(shí)釋放出2-3個(gè)新的中子、大量的能量（動(dòng)能、伽馬射線）和中微子。2.解析思路：核反應(yīng)堆安全系統(tǒng)的主要目標(biāo)是防止堆芯熔化、放射性物質(zhì)大量釋放等嚴(yán)重事故，確保反應(yīng)堆安全可靠運(yùn)行。主要功能包括：監(jiān)測反應(yīng)堆參數(shù)（功率、溫度、壓力等）并發(fā)出預(yù)警；在異常工況下自動(dòng)保護(hù)反應(yīng)堆（如緊急停堆）；提供應(yīng)急冷卻和通風(fēng)；處理事故后果等。答案：核反應(yīng)堆安全系統(tǒng)的主要功能是：監(jiān)測反應(yīng)堆狀態(tài)、發(fā)出預(yù)警信號(hào)、在事故工況下實(shí)現(xiàn)緊急停堆、提供應(yīng)急冷卻和隔離、處理事故后果、防止放射性物質(zhì)擴(kuò)散等，以保障反應(yīng)堆的安全運(yùn)行和防止嚴(yán)重事故發(fā)生。3.解析思路：核燃料循環(huán)是指核燃料從自然界開采到最終處置的整個(gè)過程。主要步驟包括：礦石開采與準(zhǔn)備、選礦（富集鈾）、燃料制造（制成核燃料元件）、核燃料在反應(yīng)堆中的使用（形成乏燃料）、乏燃料后處理（提取鈾、钚，處理高放廢料）、核燃料的再循環(huán)（將鈾、钚制成新的燃料）以及最終核廢料的處置。答案：核燃料循環(huán)的主要步驟及其目的：①原料準(zhǔn)備：開采鈾礦石并進(jìn)行初步處理；②選礦：通過物理或化學(xué)方法富集鈾礦石中的鈾黃鐵礦，提高鈾濃度；③燃料制造：將濃縮鈾制成核燃料元件；④核燃料使用：在反應(yīng)堆中發(fā)電；⑤乏燃料后處理：從乏燃料中提取鈾和钚，處理高放廢料；⑥（可能的）核燃料再循環(huán)：將提取的鈾、钚制成新的燃料；⑦核廢料處置：將不能利用的放射性廢料最終安全處置。五、計(jì)算題1.解析思路：a.利用活度衰變公式A=A?*e^(-λt)，其中λ=ln(2)/T?，T?=10天。b.令A(yù)=A?/10，解出t。c.利用原子核數(shù)N=N?*e^(-λt)，其中N?=A?/λ。答案：a.λ=ln(2)/10≈0.0693天?1。t=3天。A=1000*e^(-0.0693*3)≈1000*e^(-0.2079)≈1000*0.814≈814Ci。b.令A(yù)=100Ci，1000*e^(-0.0693*t)=100。e^(-0.0693*t)=0.1。-0.0693*t=ln(0.1)≈-2.3026。t≈2.3026/0.0693≈33.3天。c.λ=ln(2)/10≈0.0693天?1。N?=A?/λ=1000/0.0693≈14426粒子/核。t=3天。N=14426*e^(-0.0693*3)≈14426*0.814≈11741粒子/核。2.解析思路：a.反應(yīng)堆熱功率P_熱=反應(yīng)堆功率P_電/效率η。η=30%=0.3。P_熱=1000MW/0.3=3333.3MW。b.利用公式ΔT=P_熱/(m*c)，其中m=流量，c=比熱容。注意單位換算，1MW=10^6W=10^3kW。答案：a.P_熱=1000MW/0.3=3333.3MW。b.ΔT=P_熱/(m*c)=(3333.3*10^3kW)/(50kg/s*4.5kJ/(kg·°C))=3333300/225°C≈14882°C。六、分析題解析思路：a.根據(jù)反應(yīng)堆動(dòng)力學(xué)方程，新的平衡狀態(tài)下k_eff*Δρ=0。Δρ=Δρ_initial+(k_eff-1)*B(ρ)。初始反應(yīng)性Δρ_initial=+2000pcm。新的k_eff=1.05。需要計(jì)算新的棒反應(yīng)性B(ρ)。假設(shè)棒反應(yīng)性B(ρ)在小反應(yīng)性變化范圍內(nèi)近似為常數(shù)（例如-5%），且初始棒位為0（即Δρ_initial=0+(k_eff_initial-1)*B(ρ)=0）。則新的Δρ=+2000+(1.05-1)*B(ρ)=+2000-0.05*B(ρ)。新的k_eff=1.05，Δρ=0，所以1.05*(2000-0.05*B(ρ))=0。解出B(ρ)≈-40000pcm。因此，新的棒反應(yīng)性B(ρ)=-40000pcm。新的k_eff=1.05，比原來的k_eff(假設(shè)為1)大，反應(yīng)堆功率會(huì)上升。b.要恢復(fù)到初始功率，需要引入使反應(yīng)性恢復(fù)到零的棒位Δx。Δρ=B(ρ)*Δx。Δx=Δρ/B(ρ)=0/-40000=0。這里計(jì)算結(jié)果為零，似乎沒有變化，這與a中的分析矛盾。需要重新審視a中的假設(shè)。如果假設(shè)初始k_eff=1，則初始反應(yīng)性Δρ=2000pcm是由初始k_eff-1產(chǎn)生的，即2000=(k_eff_initial-1)*B(ρ)。新的k_eff=1.05，則新的反應(yīng)性Δρ_new=(1.05-1)*B(ρ)=0.05*B(ρ)。新的k_eff*Δρ_new=1*Δρ_new=0。要使反應(yīng)堆功率下降，需要使新的k_eff*Δρ=0，即Δρ=0。需要引入的棒位Δx使得Δρ=B(ρ)*Δx=-Δρ_initial=-2000pcm。Δx=-2000/-40000=0.05。即需要引入5%的棒位。c.結(jié)合空泡系數(shù)的影響?？张菹禂?shù)為-0.01，表示冷卻劑密度（或中子慢化能力）下降時(shí)反應(yīng)性會(huì)下降。反應(yīng)堆功率上升導(dǎo)致蒸汽生成增加，冷卻劑密度下降，這會(huì)引入負(fù)反應(yīng)性。負(fù)反應(yīng)性會(huì)部分抵消功率上升引起的正反應(yīng)性。反應(yīng)性變化Δρ_空泡=ε*ΔV=-0.01*ΔV。這里的ΔV是由功率上升引起的冷卻劑體積變化。功率變化ΔP=k*Δρ。Δρ=ΔP/k。代入，Δρ_空泡=-0.01*k*Δρ=-0.01*k*(P_電/η)*k。這個(gè)負(fù)反饋有助于穩(wěn)定反應(yīng)堆，增加安全性。即使引入了5%的棒位，空泡效應(yīng)也會(huì)提供額外的負(fù)反應(yīng)性，使得反應(yīng)堆運(yùn)行更加安全。答案：a.反應(yīng)堆達(dá)到新的穩(wěn)態(tài)時(shí)，有效增殖因子k_eff為1.05，大于1。由于初始反應(yīng)性為+2000pcm，新的反應(yīng)性為Δρ=+2000+(1.05-1)*B(ρ)=+2000-0.05*B(ρ)。假設(shè)棒反應(yīng)性B(ρ)為-40000pcm（對(duì)應(yīng)初始反應(yīng)性由k_eff-1引起），則Δρ=+2000-0.05*(-40000)=+2000+2000=+4000pcm。因此，新的k_eff*Δρ=1.05*(+4000)=+4200pcm。反應(yīng)堆功率將上升。b.