2025年核工程與核技術(shù)專業(yè)考試題及答案一、單項(xiàng)選擇題（每題2分，共20分）1.下列核反應(yīng)中，屬于可控核聚變反應(yīng)的是（）A.\(^{235}\text{U}+n\rightarrow^{141}\text{Ba}+^{92}\text{Kr}+3n\)B.\(^{2}\text{H}+^{3}\text{H}\rightarrow^{4}\text{He}+n+17.6\text{MeV}\)C.\(^{238}\text{U}+n\rightarrow^{239}\text{U}\rightarrow^{239}\text{Np}+e^-\rightarrow^{239}\text{Pu}+e^-\)D.\(^{14}\text{C}\rightarrow^{14}\text{N}+e^-+\bar{\nu}_e\)答案：B解析：選項(xiàng)A為鈾-235的裂變反應(yīng)，C為鈾-238的中子俘獲及β衰變生成钚-239的過程，D為碳-14的β衰變，均不屬于核聚變。B選項(xiàng)為氘氚聚變反應(yīng)，是目前可控核聚變研究的主要方向。2.壓水堆（PWR）中，控制棒的主要材料通常是（）A.鋯合金（Zr-4）B.硼不銹鋼（含B4C）C.鋁鎂合金D.碳化硅（SiC）答案：B解析：控制棒需具備高中子吸收截面，硼（\(^{10}\text{B}\)）的熱中子吸收截面高達(dá)3837barn，是常用材料。鋯合金為燃料包殼材料，鋁鎂合金用于部分非關(guān)鍵結(jié)構(gòu)，碳化硅為事故容錯燃料包殼候選材料。3.某放射性核素的半衰期為8天，初始活度為100mCi，經(jīng)過24天后剩余活度約為（）A.12.5mCiB.25mCiC.6.25mCiD.50mCi答案：A解析：半衰期公式\(A=A_0\times(1/2)^{t/T_{1/2}}\)，代入數(shù)據(jù)\(t=24\)天，\(T_{1/2}=8\)天，得\(A=100\times(1/2)^3=12.5\text{mCi}\)。4.反應(yīng)堆熱工設(shè)計(jì)中，“DNBR”指的是（）A.偏離泡核沸騰比B.臨界熱流密度比C.最小燒毀比D.冷卻劑平均溫度比答案：A解析：DNBR（DeparturefromNucleateBoilingRatio）即偏離泡核沸騰比，定義為臨界熱流密度與實(shí)際熱流密度的比值，是壓水堆熱工安全的關(guān)鍵參數(shù)。5.快中子反應(yīng)堆（FBR）與熱中子反應(yīng)堆的主要區(qū)別在于（）A.快堆使用輕水慢化，熱堆無需慢化B.快堆中子能量較高（>0.1MeV），熱堆中子能量低至熱中子能區(qū)（~0.025eV）C.快堆燃料為天然鈾，熱堆燃料需富集D.快堆冷卻劑為氣體，熱堆為液態(tài)水答案：B解析：快堆通過設(shè)計(jì)避免中子慢化，中子能量保持在MeV級；熱堆通過慢化劑（如水、重水）將中子慢化至熱中子能區(qū)?？於讶剂贤ǔ轭锈櫥旌涎趸铮∕OX），冷卻劑多為液態(tài)鈉，熱堆多為輕水慢化。6.輻射防護(hù)中，“ALARA原則”的核心是（）A.盡可能降低輻射劑量至合理可行盡量低B.確保個人劑量不超過年有效劑量限值20mSvC.采用屏蔽材料完全阻擋所有輻射D.僅允許職業(yè)人員接觸輻射源答案：A解析：ALARA（AsLowAsReasonablyAchievable）原則要求在考慮經(jīng)濟(jì)和社會因素的前提下，將輻射劑量降至最低可行水平，是輻射防護(hù)的基本指導(dǎo)原則。7.核反應(yīng)堆中，反應(yīng)性溫度系數(shù)為負(fù)時，意味著（）A.溫度升高，反應(yīng)性增加，堆功率上升B.溫度升高，反應(yīng)性降低，堆功率下降C.溫度降低，反應(yīng)性不變，堆功率穩(wěn)定D.溫度變化不影響反應(yīng)性答案：B解析：反應(yīng)性溫度系數(shù)\(α_T=\frac{dρ}{dT}\)，負(fù)系數(shù)表示溫度升高時反應(yīng)性\(ρ\)降低，堆芯趨于自穩(wěn)，是反應(yīng)堆安全設(shè)計(jì)的重要要求（如壓水堆的多普勒效應(yīng)）。8.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（U）、钚（Pu）與裂變產(chǎn)物（FP），實(shí)現(xiàn)鈾钚的回收再利用，減少高放廢物量。9.下列關(guān)于中子慢化的描述，錯誤的是（）A.慢化劑的質(zhì)量數(shù)越小，中子每次碰撞損失的能量越多B.重水（D?O）的慢化能力優(yōu)于輕水（H?O），但慢化比更低C.石墨的慢化比高，適用于高溫氣冷堆D.慢化過程中，中子能量從MeV級降至熱中子能區(qū)（~0.025eV）答案：B解析：重水的慢化比（慢化能力與吸收截面的比值）高于輕水，因其對熱中子的吸收截面極低（約0.0005barn），而輕水的吸收截面約0.32barn，故重水堆可使用天然鈾作為燃料。10.核安全法規(guī)中，“縱深防御”原則的層次不包括（）A.預(yù)防異常工況和故障發(fā)生B.控制異常工況，防止事故升級C.事故后減輕放射性后果D.允許事故發(fā)生后不采取任何措施答案：D解析：縱深防御包括五層：1.高質(zhì)量設(shè)計(jì)制造防止故障；2.控制運(yùn)行偏差；3.控制故障防止事故；4.限制事故后果；5.減輕嚴(yán)重事故后果。D選項(xiàng)違背縱深防御核心。二、填空題（每空1分，共20分）1.核反應(yīng)堆的核心組成包括堆芯、（）、（）、控制與保護(hù)系統(tǒng)及屏蔽系統(tǒng)。答案：冷卻劑系統(tǒng)；慢化劑系統(tǒng)（或“反射層”，視反應(yīng)堆類型而定，壓水堆通常填“冷卻劑系統(tǒng)”和“慢化劑系統(tǒng)”）2.鈾-235的熱中子裂變截面約為（）barn，鈾-238的熱中子吸收截面約為（）barn（保留整數(shù)）。答案：582；2.7（或3，取近似值）3.輻射劑量學(xué)中，吸收劑量的單位是（），當(dāng)量劑量的單位是（）。答案：戈瑞（Gy）；希沃特（Sv）4.壓水堆一回路冷卻劑的主要功能是（）、（）和（）。答案：導(dǎo)出堆芯熱量；慢化中子；作為反應(yīng)性控制介質(zhì)（溶解硼酸）5.快堆的增殖比（BR）定義為（）與（）的比值，當(dāng)BR>1時，反應(yīng)堆可實(shí)現(xiàn)核燃料增殖。答案：新生成易裂變核素（如Pu-239）的數(shù)量；消耗的易裂變核素（如U-235或Pu-239）的數(shù)量6.核燃料元件的包殼材料需具備（）、（）、（）等特性（至少3點(diǎn)）。答案：低中子吸收截面；良好的耐腐蝕性；高溫機(jī)械強(qiáng)度7.核聚變反應(yīng)的實(shí)現(xiàn)條件是（）和（），常用的約束方式有磁約束（如托卡馬克）和（）。答案：高溫（1億攝氏度以上）；高密度等離子體；慣性約束（如激光聚變）三、簡答題（每題8分，共40分）1.簡述多普勒效應(yīng)在壓水堆反應(yīng)性控制中的作用機(jī)制。答案：多普勒效應(yīng)（Dopplerbroadening）是指當(dāng)燃料溫度升高時，鈾-238（或鈾-235）的原子核熱運(yùn)動加劇，導(dǎo)致其吸收中子的共振峰寬度展寬（多普勒展寬）。由于鈾-238在共振能區(qū)（約6.67eV）的吸收截面較大，展寬后吸收的中子數(shù)增加（尤其是超熱中子），從而減少了可用于引起鈾-235裂變的熱中子數(shù)量，最終使反應(yīng)性降低。這一負(fù)溫度系數(shù)特性是壓水堆重要的固有安全特性，當(dāng)堆芯溫度異常升高時，多普勒效應(yīng)自動引入負(fù)反應(yīng)性，抑制功率上升，防止超溫事故。2.說明慢化劑的選擇需滿足哪些主要條件，并舉例典型慢化劑。答案：慢化劑的選擇需滿足以下條件：（1）慢化能力強(qiáng)：即每次中子碰撞的平均對數(shù)能量損失ξ大（質(zhì)量數(shù)小的材料ξ大，如輕水ξ=0.92，重水ξ=0.51，石墨ξ=0.30）；（2）慢化比高：慢化比=慢化能力/熱中子吸收截面，需盡可能大（輕水慢化比約150，重水約14000，石墨約170）；（3）化學(xué)穩(wěn)定性好，高溫下不分解；（4）與堆芯材料相容性好（如不腐蝕燃料包殼）；（5）經(jīng)濟(jì)易得。典型慢化劑包括輕水（壓水堆、沸水堆）、重水（CANDU堆）、石墨（高溫氣冷堆、RBMK堆）。3.對比壓水堆（PWR）與沸水堆（BWR）在熱工設(shè)計(jì)上的主要差異。答案：（1）冷卻劑流程：PWR一回路與二回路完全隔離，冷卻劑在一回路內(nèi)閉式循環(huán)，通過蒸汽發(fā)生器將熱量傳遞給二回路產(chǎn)生蒸汽；BWR冷卻劑直接在堆芯沸騰，產(chǎn)生的蒸汽（含放射性）直接進(jìn)入汽輪機(jī)做功，無蒸汽發(fā)生器。（2）壓力控制：PWR一回路壓力高（約15.5MPa），避免冷卻劑沸騰；BWR壓力較低（約7MPa），允許堆芯內(nèi)產(chǎn)生飽和蒸汽。（3）放射性控制：PWR二回路無放射性，BWR汽輪機(jī)回路接觸放射性蒸汽，需額外屏蔽和防護(hù)。（4）反應(yīng)性控制：PWR主要通過控制棒和硼酸濃度調(diào)節(jié)反應(yīng)性；BWR除控制棒外，還可通過改變冷卻劑流量（影響慢化劑密度）調(diào)節(jié)反應(yīng)性。4.解釋“核安全文化”的核心要素及其在核工程中的重要性。答案：核安全文化的核心要素包括：（1）安全第一的意識：將核安全置于一切活動的優(yōu)先地位；（2）嚴(yán)謹(jǐn)?shù)墓ぷ鲬B(tài)度：遵循程序，反對“差不多”思想；（3）學(xué)習(xí)與改進(jìn)機(jī)制：通過經(jīng)驗(yàn)反饋持續(xù)完善安全措施；（4）透明與溝通：內(nèi)部信息共享，外部公開關(guān)鍵安全信息；（5）全員參與：從管理層到一線員工均承擔(dān)安全責(zé)任。其重要性體現(xiàn)在：核事故后果嚴(yán)重（如切爾諾貝利、福島），僅靠技術(shù)措施無法完全避免人為失誤，安全文化通過塑造人的行為和意識，彌補(bǔ)技術(shù)系統(tǒng)的不足，是保障核設(shè)施長期安全運(yùn)行的根本。5.簡述核燃料循環(huán)的主要環(huán)節(jié)，并說明“閉式循環(huán)”與“開式循環(huán)”的區(qū)別。答案：核燃料循環(huán)包括前端（鈾礦開采→加工→轉(zhuǎn)化→富集→燃料元件制造）、反應(yīng)堆運(yùn)行（燃料在堆內(nèi)裂變釋能）、后端（乏燃料處理）三個環(huán)節(jié)。閉式循環(huán)指對乏燃料進(jìn)行后處理，分離出鈾、钚后再制成新燃料（如MOX燃料）重復(fù)使用，剩余高放廢物固化后深地質(zhì)處置；開式循環(huán)則將乏燃料直接作為廢物處置，不回收鈾、钚。區(qū)別在于：閉式循環(huán)提高鈾資源利用率（從開式的約1%提升至5-10%），減少高放廢物量，但后處理技術(shù)復(fù)雜且存在核擴(kuò)散風(fēng)險(xiǎn)；開式循環(huán)流程簡單，但資源浪費(fèi)大，廢物處置壓力高。四、計(jì)算題（每題10分，共20分）1.某壓水堆堆芯功率為3000MWth，熱效率為33%，假設(shè)鈾-235每次裂變釋放約200MeV能量（其中約5%能量由中微子攜帶，無法利用），計(jì)算該反應(yīng)堆每天消耗的鈾-235質(zhì)量（保留2位小數(shù)，1eV=1.602×10?1?J，鈾-235摩爾質(zhì)量=235g/mol）。答案：（1）有效利用能量：200MeV×(1-5%)=190MeV=190×10?×1.602×10?1?J=3.0438×10?11J/裂變（2）反應(yīng)堆電功率：3000MWth×33%=990MWe，熱功率中轉(zhuǎn)化為電能的部分為990MW，但計(jì)算燃料消耗需用總熱功率（因中微子能量雖不可用，但裂變總能量仍需由鈾-235裂變提供）。實(shí)際應(yīng)使用堆芯熱功率3000MWth計(jì)算總裂變數(shù)。（3）每天總釋熱量：3000×10?W×86400s=2.592×101?J（4）所需裂變次數(shù)：2.592×101?J/3.0438×10?11J/裂變≈8.515×102?次（5）消耗鈾-235質(zhì)量：8.515×102?個原子/(6.022×1023個/mol)×235g/mol≈8.515×102?/6.022×1023×235≈14.14×235≈3322.9g≈3.32kg2.某實(shí)驗(yàn)堆初始反應(yīng)性ρ?=0（臨界），通過控制棒引入Δρ=-0.005的負(fù)反應(yīng)性（以β=0.0065為緩發(fā)中子份額），假設(shè)瞬發(fā)中子壽期l=1×10??s，計(jì)算引入反應(yīng)性后的中子通量變化特征（提示：使用點(diǎn)堆動力學(xué)方程，忽略緩發(fā)中子先驅(qū)核衰變，即假設(shè)所有中子均為瞬發(fā)中子）。答案：點(diǎn)堆動力學(xué)方程簡化為（忽略緩發(fā)中子）：\(\frac{dN}{dt}=\frac{ρ-β}{l}N\)（注：實(shí)際瞬發(fā)超臨界時需考慮β，但此處ρ=-0.005<β=0.0065，處于次臨界狀態(tài)）。次臨界下，中子通量衰減常數(shù)α滿足：\(\frac{ρ}{l}=α\)（因緩發(fā)中子占主導(dǎo)，簡化為α≈ρ/(l(1-ρ/β))，但當(dāng)ρ<<β時，α≈ρ/l）。代入數(shù)據(jù)：α=(-0.005)/(1×10??s)=-50s?1中子通量隨時間變化關(guān)系：\(N(t)=N_0e^{αt}=N_0e^{-50t}\)結(jié)論：引入負(fù)反應(yīng)性后，中子通量以指數(shù)形式衰減，衰減時間常數(shù)為1/|α|=0.02s，即中子通量在0.02s內(nèi)衰減至初始值的1/e（約36.8%），反應(yīng)堆迅速趨向次臨界穩(wěn)定狀態(tài)。五、綜合分析題（20分）2023年某壓水堆核電廠因冷卻劑泵故障導(dǎo)致一回路流量下降30%，假設(shè)堆芯功率未及時調(diào)節(jié)，分析可能引發(fā)的熱工安全問題及應(yīng)對措施。答案：（1）熱工安全問題分析：①冷卻劑流量下降導(dǎo)致堆芯冷卻能力降低，燃料元件表面熱流密度q"=P/(A)（P為功率，A為傳熱面積）不變時，冷卻劑與燃料的溫差ΔT=q"/(h)增大（h為對流換熱系數(shù)，與流量相關(guān)，流量下降h減?。?，可能導(dǎo)致燃料中心溫度升高，超過設(shè)計(jì)限值（約2200℃），引發(fā)包殼過熱（鋯合金包殼設(shè)計(jì)溫度<1200℃，超過時與水反應(yīng)生成氫氣，威脅安全殼完整性）。②流量下降可能導(dǎo)致局部冷卻劑流速過低，在燃料棒表面出現(xiàn)偏離泡核沸騰（DNB），即冷卻劑由核態(tài)沸騰轉(zhuǎn)為膜態(tài)沸騰，傳熱系數(shù)驟降，燃料表面溫度急劇上升（可能超過包殼熔化溫度約2800℃），引發(fā)燃料棒燒毀（LOCA類事故的典型后果）。③一回路流量下降會改變堆芯慢化劑密度（壓水堆冷卻劑兼作慢化劑），密度降低導(dǎo)致慢化能力減弱，熱中子通量減少，反應(yīng)性可能因慢化劑溫度