2025年核工程與核技術(shù)專業(yè)核電技術(shù)與核輻射應(yīng)用測試試題及答案解析一、單項選擇題（每題2分，共30分）1.壓水堆（PWR）中，控制棒的主要材料通常為（）A.鈾-235B.硼鋼或銀-銦-鎘合金C.石墨D.鉛2.核反應(yīng)堆中，慢化劑的作用是（）A.吸收中子以控制反應(yīng)性B.降低快中子能量至熱中子能區(qū)C.傳遞反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量D.屏蔽反應(yīng)堆的輻射3.下列核輻射監(jiān)測儀器中，適用于測量α粒子的是（）A.G-M計數(shù)器（蓋革-米勒計數(shù)器）B.閃爍計數(shù)器（NaI探測器）C.正比計數(shù)器（充氦氣）D.熱釋光劑量計（TLD）4.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.分離乏燃料中的鈾、钚和裂變產(chǎn)物C.制造新的核燃料元件D.處理放射性廢水5.某核素的半衰期為8天，初始活度為1000Bq，經(jīng)過24天后剩余活度約為（）A.125BqB.250BqC.500BqD.62.5Bq6.高溫氣冷堆（HTGR）的核心優(yōu)勢是（）A.冷卻劑壓力低，安全性高B.燃料富集度低，經(jīng)濟(jì)性好C.采用水作為慢化劑，技術(shù)成熟D.可直接輸出高溫工藝熱，應(yīng)用場景廣7.輻射防護(hù)中，“劑量限值”的制定依據(jù)是（）A.線性無閾（LNT）模型B.閾值模型C.hormesis（低劑量興奮）效應(yīng)D.隨機(jī)效應(yīng)的概率與劑量成正比8.核電廠中，二回路的主要功能是（）A.將反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量傳遞給蒸汽發(fā)生器B.利用蒸汽推動汽輪機(jī)發(fā)電C.冷卻反應(yīng)堆堆芯D.處理放射性廢液9.醫(yī)用電子直線加速器產(chǎn)生的X射線屬于（）A.天然輻射B.軔致輻射C.特征X射線D.湮滅輻射10.快中子反應(yīng)堆（FBR）與熱中子反應(yīng)堆的本質(zhì)區(qū)別是（）A.冷卻劑類型不同B.中子能量分布不同C.燃料富集度不同D.慢化劑材料不同11.核輻射應(yīng)用中，“工業(yè)CT”主要利用的是（）A.α射線的強電離能力B.γ射線的高穿透性C.β射線的中等穿透性D.中子的慢化特性12.核安全文化的核心是（）A.技術(shù)先進(jìn)B.經(jīng)驗反饋C.縱深防御D.每個人對安全的責(zé)任13.某放射性物質(zhì)的比活度為3.7×10?Bq/g，其含義是（）A.每克物質(zhì)每秒發(fā)生3.7×10?次核衰變B.每克物質(zhì)的總活度為3.7×10?BqC.每克物質(zhì)的輻射劑量率為3.7×10?Sv/hD.每克物質(zhì)含有的放射性核素原子數(shù)為3.7×10?14.核電廠嚴(yán)重事故下，“堆芯熔毀”的主要風(fēng)險是（）A.放射性物質(zhì)大量釋放到環(huán)境中B.反應(yīng)堆壓力殼破裂C.冷卻劑管道泄漏D.控制棒失效15.核技術(shù)在農(nóng)業(yè)中的應(yīng)用不包括（）A.輻射誘變育種B.食品輻照保鮮C.土壤水分中子探測D.化肥成分分析二、填空題（每空1分，共20分）1.壓水堆的“三道安全屏障”依次為：燃料包殼、（）、（）。2.核輻射的生物效應(yīng)分為（）效應(yīng)（如輻射致癌）和（）效應(yīng)（如急性放射病）。3.中子按能量可分為熱中子（能量<0.5eV）、（）中子（0.5eV~1keV）和快中子（>1keV）。4.核電廠常用的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）包括（）、（）和安全注射系統(tǒng)。5.醫(yī)用γ刀的核心原理是利用（）的聚焦特性，對腫瘤組織進(jìn)行高精度照射。6.核燃料元件的包殼材料通常為（）（填金屬名稱），因其具有低中子吸收截面和良好的耐腐蝕性。7.輻射防護(hù)的三原則是（）、（）和個人劑量限值。8.快堆的燃料循環(huán)可實現(xiàn)（），即通過增殖反應(yīng)將鈾-238轉(zhuǎn)化為钚-239，提高鈾資源利用率。9.核儀表中，用于測量反應(yīng)堆中子通量的探測器主要有（）（如BF?計數(shù)器）和（）（如裂變室）。10.核技術(shù)在環(huán)境監(jiān)測中的應(yīng)用包括（）（如測量大氣中放射性氣溶膠）和（）（如示蹤法研究污染物遷移）。三、簡答題（每題6分，共30分）1.簡述壓水堆（PWR）的基本工作流程。2.說明輻射防護(hù)中“ALARA原則”的含義及實施措施。3.對比輕水堆（LWR）與重水堆（HWR）的優(yōu)缺點（至少列出3點）。4.核輻射在醫(yī)學(xué)診斷中的典型應(yīng)用有哪些？舉例說明其原理。5.解釋“反應(yīng)性”的定義及其在反應(yīng)堆控制中的作用。四、計算題（每題8分，共16分）1.某壓水堆燃料棒初始鈾-235富集度為3.5%（質(zhì)量分?jǐn)?shù)），運行1年后，鈾-235的燃耗深度為15000MWd/tU（兆瓦日每噸鈾）。已知鈾-235的裂變能為200MeV/裂變，1MWd=8.64×101?J，計算該燃料棒中鈾-235的消耗比例（保留2位小數(shù)）。2.一束能量為1MeV的γ射線垂直入射到鉛屏蔽層，鉛的線性衰減系數(shù)μ=0.77cm?1。若要求透射后的劑量率降低至初始的1%，需要多厚的鉛屏蔽層？（已知ln100≈4.605）五、綜合分析題（14分）2023年，某核電廠因冷卻劑泵故障導(dǎo)致反應(yīng)堆偏離熱工安全限值，觸發(fā)停堆保護(hù)系統(tǒng)。請結(jié)合核安全“縱深防御”原則，分析該事件中各層防御措施的作用，并提出改進(jìn)建議（需涵蓋設(shè)計、運行、管理三個層面）。答案及解析一、單項選擇題1.答案：B解析：控制棒需高效吸收中子，硼鋼（含硼-10）或銀-銦-鎘合金（吸收截面大）是常用材料；鈾-235是燃料，石墨是慢化劑，鉛是屏蔽材料。2.答案：B解析：慢化劑通過彈性散射降低中子能量，使其達(dá)到熱中子能區(qū)（約0.025eV），提高鈾-235的裂變概率；吸收中子是控制棒的功能，傳遞熱量是冷卻劑的功能。3.答案：C解析：α粒子電離能力強但穿透性弱，正比計數(shù)器（充氦氣）可在低氣壓下探測α粒子；G-M計數(shù)器對α粒子不敏感（需薄窗），閃爍計數(shù)器主要測γ射線，TLD累積劑量。4.答案：B解析：后處理通過化學(xué)方法（如PUREX流程）分離乏燃料中的鈾（可再富集）、钚（可作為快堆燃料）和高放裂變產(chǎn)物，實現(xiàn)核燃料循環(huán)利用。5.答案：A解析：半衰期T?/?=8天，24天=3個半衰期，剩余活度A=A?×(1/2)3=1000×1/8=125Bq。6.答案：D解析：高溫氣冷堆使用氦氣冷卻，出口溫度可達(dá)950℃以上，可直接用于化工、制氫等高溫工藝，拓展了核能應(yīng)用場景；其安全性源于固有安全性（負(fù)反應(yīng)性系數(shù)），但冷卻劑壓力高（約7MPa）。7.答案：A解析：國際放射防護(hù)委員會（ICRP）基于線性無閾模型（LNT）制定劑量限值，假設(shè)即使低劑量輻射也可能誘發(fā)隨機(jī)效應(yīng)（如癌癥），概率與劑量成正比。8.答案：B解析：一回路（含反應(yīng)堆）通過冷卻劑（高壓水）將熱量傳遞給蒸汽發(fā)生器，二回路的水被加熱成蒸汽，推動汽輪機(jī)發(fā)電；冷卻堆芯是一回路的功能。9.答案：B解析：電子直線加速器中，高能電子轟擊靶材（如鎢）時，因庫侖場作用減速，損失的能量以軔致輻射形式釋放，產(chǎn)生連續(xù)能譜的X射線。10.答案：B解析：快堆無慢化劑，中子能量主要在keV~MeV能區(qū)（快中子），通過鈾-238的俘獲反應(yīng)增殖钚-239；熱堆需慢化劑將中子慢化至熱中子能區(qū)。11.答案：B解析：γ射線穿透性強（如Co-60的γ射線），可穿透金屬構(gòu)件，通過探測器接收透射射線的強度差異成像，實現(xiàn)內(nèi)部缺陷檢測。12.答案：D解析：核安全文化強調(diào)“安全是每個人的責(zé)任”，涵蓋組織承諾、員工意識、經(jīng)驗反饋等，技術(shù)和縱深防御是實現(xiàn)手段。13.答案：A解析：比活度定義為單位質(zhì)量物質(zhì)的放射性活度（Bq/g），即每克物質(zhì)每秒發(fā)生的核衰變數(shù)；總活度=比活度×質(zhì)量。14.答案：A解析：堆芯熔毀時，燃料包殼和壓力殼失效，裂變產(chǎn)物（如碘-131、銫-137）釋放到安全殼或環(huán)境中，造成放射性污染；壓力殼破裂是熔毀的結(jié)果而非主要風(fēng)險。15.答案：D解析：化肥成分分析通常用化學(xué)方法或X射線熒光光譜，核技術(shù)在農(nóng)業(yè)中用于誘變（電離輻射改變DNA）、保鮮（抑制微生物）、土壤水分探測（中子與氫核散射）。二、填空題1.反應(yīng)堆壓力殼；安全殼2.隨機(jī)；確定3.超熱4.高壓注射系統(tǒng)；低壓注射系統(tǒng)（或安注箱、蓄壓箱）5.γ射線6.鋯（或鋯合金）7.實踐的正當(dāng)性；防護(hù)的最優(yōu)化8.增殖（或钚增殖）9.中子慢化型探測器；裂變型探測器10.放射性監(jiān)測；示蹤技術(shù)三、簡答題1.壓水堆工作流程：壓水堆一回路（高壓水，約15.5MPa）在反應(yīng)堆堆芯吸收核裂變釋放的熱量（溫度約320℃），通過主泵驅(qū)動進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，將熱量傳遞給二回路的水；二回路水被加熱成高壓蒸汽（約280℃），推動汽輪機(jī)旋轉(zhuǎn)，帶動發(fā)電機(jī)發(fā)電；蒸汽做功后進(jìn)入冷凝器，被海水或循環(huán)水冷卻為液態(tài)，由給水泵送回蒸汽發(fā)生器，完成二回路循環(huán)；一回路冷卻劑經(jīng)蒸汽發(fā)生器放熱后返回堆芯，繼續(xù)循環(huán)。2.ALARA原則：ALARA（AsLowAsReasonablyAchievable）即“合理可行盡量低”，要求在確保實踐正當(dāng)性的前提下，通過技術(shù)優(yōu)化、管理措施和個體防護(hù)，將輻射劑量降低到經(jīng)濟(jì)和社會因素可接受的最低水平。實施措施包括：①源項控制（如減少放射性物質(zhì)泄漏）；②時間控制（縮短接觸時間）；③距離控制（增大與源的距離）；④屏蔽控制（使用鉛、混凝土等屏蔽材料）；⑤定期監(jiān)測與培訓(xùn)（確保人員掌握防護(hù)技能）。3.輕水堆與重水堆對比：優(yōu)點：①重水堆（HWR）使用天然鈾（鈾-235富集度0.7%）作燃料，無需鈾濃縮，降低成本；②重水慢化能力強（慢化比高），可使用更短的堆芯；③重水堆可在線換料，提高運行效率。缺點：①重水價格昂貴（約為輕水的100倍），初始投資高；②重水堆功率密度低，相同功率下堆芯體積更大；③重水易吸收中子生成氚（放射性同位素），增加輻射防護(hù)難度。輕水堆（LWR）則技術(shù)成熟、功率密度高，但需富集鈾（3%-5%），依賴濃縮技術(shù)。4.核輻射在醫(yī)學(xué)診斷中的應(yīng)用：①單光子發(fā)射計算機(jī)斷層掃描（SPECT）：使用發(fā)射γ射線的核素（如Tc-99m）標(biāo)記藥物，注入體內(nèi)后，通過探測器采集γ射線分布，重建器官功能圖像（如心肌灌注顯像）。②正電子發(fā)射斷層掃描（PET）：利用發(fā)射正電子的核素（如F-18-FDG），正電子與電子湮滅產(chǎn)生一對γ光子（方向相反），通過符合探測技術(shù)定位代謝活躍區(qū)域（如腫瘤診斷）。③X射線透視/CT：利用X射線（軔致輻射）穿透人體，不同組織對X射線吸收差異形成影像（CT通過斷層掃描提高分辨率）。5.反應(yīng)性定義與作用：反應(yīng)性ρ定義為（有效增殖因子k?ff-1）/k?ff，反映反應(yīng)堆偏離臨界的程度。當(dāng)ρ>0時，k?ff>1，反應(yīng)堆超臨界（功率上升）；ρ=0時，k?ff=1，臨界（穩(wěn)定運行）；ρ<0時，k?ff<1，次臨界（功率下降）。反應(yīng)堆控制通過調(diào)節(jié)反應(yīng)性實現(xiàn)：啟動時提升反應(yīng)性至略超臨界；穩(wěn)態(tài)運行時維持ρ≈0；停堆時插入控制棒使ρ大幅負(fù)向（k?ff<<1）。四、計算題1.鈾-235消耗比例計算：（1）1噸鈾（1000kg）中鈾-235初始質(zhì)量m?=1000kg×3.5%=35kg=35000g。（2）燃耗深度=15000MWd/tU，總釋放能量E=15000MWd×8.64×101?J/MWd=1.296×101?J。（3）每個鈾-235裂變釋放能量=200MeV=200×1.602×10?13J=3.204×10?11J。（4）消耗的鈾-235原子數(shù)N=E/(3.204×10?11J)=1.296×101?/3.204×10?11≈4.045×102?個。（5）鈾-235摩爾質(zhì)量=235g/mol，消耗質(zhì)量m=(4.045×102?)/(6.022×1023mol?1)×235g/mol≈(67.17mol)×235g/mol≈15785g=15.785kg。（6）消耗比例=15.785kg/35kg≈45.10%。2.鉛屏蔽層厚度計算：γ射線衰減公式：I=I?e^(-μx)，要求I/I?=1%=0.01，即e^(-μx)=0.01。取自然對數(shù)：-μx=ln(0.01)=-ln100≈-4.605，故x=4.605/μ=4.605/0.77cm?1≈5.98cm≈6.0cm。五、綜合分析題縱深防御原則分析：核安全“縱深防御”分為五層：1.第一層：設(shè)計安全：反應(yīng)堆設(shè)計時通過負(fù)反應(yīng)性系數(shù)（如溫度系數(shù)、空泡系數(shù)）、冗余冷卻系統(tǒng)（如主泵備用機(jī)組）確保異常工況下自動穩(wěn)定。本事件中冷卻劑泵故障暴露主泵可靠性不足，第一層防御未完全阻止異常。2.第二層：運行控制：運行中通過監(jiān)測系統(tǒng)（如堆芯溫度、壓力傳感器）實時監(jiān)控參數(shù)，當(dāng)泵故障導(dǎo)致冷卻劑流量下降時，控制系統(tǒng)應(yīng)自動調(diào)整功率或啟動備用泵。若備用泵未及時投用，第二層防御失效。3.第三層：停堆保護(hù)：當(dāng)參數(shù)偏離安全限值（如冷卻劑溫度超閾值），停堆保護(hù)系統(tǒng)（SCRAM）觸發(fā)控制棒快速插入，使反應(yīng)堆次臨界。本事件已觸發(fā)停堆，第三層防御有效。4.第四層：緩解事故：停堆后，應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）投入，通過高壓注射維持堆芯冷卻，防止堆芯過熱。需確認(rèn)ECCS是否正常啟動，若未啟動則第四層失效。