2025年核工程與核技術職業(yè)資格考試卷及答案一、單項選擇題（共10題，每題2分，共20分）1.以下哪種核反應是壓水堆核電廠能量釋放的主要方式？A.核聚變B.核裂變C.放射性衰變D.中子俘獲2.鈾-235的熱中子裂變截面約為（），這是其作為核燃料的關鍵特性之一。A.580靶恩B.20靶恩C.1000靶恩D.30靶恩3.核電廠中，控制棒的主要材料通常為（），其作用是通過吸收中子調(diào)節(jié)反應性。A.不銹鋼B.硼鋼或鎘合金C.鋯合金D.鋁合金4.輻射防護中，“當量劑量”的單位是（），用于衡量不同類型輻射對人體的生物效應差異。A.戈瑞（Gy）B.希沃特（Sv）C.貝克勒爾（Bq）D.庫侖每千克（C/kg）5.核燃料循環(huán)中，“后處理”的主要目的是（）。A.提取未耗盡的鈾和钚，實現(xiàn)燃料再利用B.直接處置高放廢物C.生產(chǎn)新的鈾-235同位素D.降低鈾礦石的富集度6.以下哪種反應堆屬于第四代先進核能系統(tǒng)技術路線？A.壓水堆（PWR）B.高溫氣冷堆（HTGR）C.沸水堆（BWR）D.重水堆（PHWR）7.核安全法規(guī)中，“縱深防御”原則要求設置多道防線，其中“第三道防線”的核心是（）。A.預防異常工況和故障B.控制異常工況，防止演變?yōu)槭鹿蔆.限制事故后果，保護公眾D.事故后恢復反應堆狀態(tài)8.核電廠一回路冷卻劑的主要作用是（）。A.傳遞熱量并控制反應性B.直接推動汽輪機發(fā)電C.吸收裂變產(chǎn)物的γ輻射D.隔離放射性物質(zhì)與環(huán)境9.放射性廢物分類中，“低放廢物”的比活度一般低于（），通常采用淺地層埋藏處置。A.4×10?Bq/kgB.4×10?Bq/kgC.4×10?Bq/kgD.4×101?Bq/kg10.以下哪種現(xiàn)象是核反應堆超臨界的典型特征？A.中子通量隨時間指數(shù)增長B.冷卻劑溫度持續(xù)下降C.控制棒完全插入堆芯D.裂變產(chǎn)物衰變熱顯著降低二、多項選擇題（共5題，每題4分，共20分。每題至少有2個正確選項，錯選、漏選均不得分）1.壓水堆核電廠的主要安全系統(tǒng)包括（）。A.應急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）B.安全殼噴淋系統(tǒng)C.汽輪機旁路系統(tǒng)D.主給水泵系統(tǒng)2.輻射防護的“三原則”包括（）。A.實踐正當性B.劑量限制C.最優(yōu)化（ALARA）D.距離防護3.核燃料循環(huán)的主要環(huán)節(jié)包括（）。A.鈾礦開采與加工B.燃料元件制造C.反應堆運行D.放射性廢物處置4.以下關于中子慢化劑的描述正確的是（）。A.輕水（H?O）的慢化能力優(yōu)于重水（D?O）B.慢化劑通過彈性散射降低中子能量C.石墨是高溫氣冷堆常用的慢化劑D.慢化劑需具有低中子吸收截面5.核安全文化的核心要素包括（）。A.質(zhì)疑的工作態(tài)度B.清晰的責任分工C.開放的溝通機制D.嚴格的程序執(zhí)行三、簡答題（共3題，每題10分，共30分）1.簡述核反應堆中“反應性”的定義及其主要影響因素。2.說明壓水堆一回路與二回路的功能區(qū)別，并列舉一回路的主要設備。3.闡述放射性衰變的三種主要類型（α、β、γ衰變）的特點及防護方法。四、計算題（共1題，20分）某壓水堆核電廠熱功率為3000MW，鈾-235的熱中子裂變截面為580靶恩（1靶恩=10?2?m2），堆芯中鈾-235的原子密度為4×102?m?3，中子通量為2×101?n/(m2·s)。假設每次裂變釋放的能量為200MeV（1MeV=1.6×10?13J），計算該反應堆的裂變率（單位：裂變次數(shù)/秒）及實際運行中每日消耗的鈾-235質(zhì)量（假設燃耗效率為95%）。五、案例分析題（共1題，10分）某核電廠在換料大修期間，工作人員在檢查燃料組件時發(fā)現(xiàn)某燃料棒包殼出現(xiàn)微小裂紋（未穿透）。假設你是現(xiàn)場技術負責人，需組織應急處置。請結(jié)合核安全法規(guī)和工程實踐，說明應采取的關鍵措施及后續(xù)驗證方法。答案及解析一、單項選擇題1.B（壓水堆通過鈾-235等易裂變核素的鏈式裂變反應釋放能量）2.A（鈾-235的熱中子裂變截面約為580靶恩，遠高于鈾-238的2.7靶恩）3.B（硼、鎘等元素對熱中子吸收截面大，是控制棒的核心材料）4.B（當量劑量考慮輻射權重因子，單位為希沃特）5.A（后處理通過化學分離提取鈾、钚，實現(xiàn)燃料閉式循環(huán)）6.B（高溫氣冷堆是第四代核能系統(tǒng)的代表堆型之一）7.C（縱深防御第三道防線為事故后果控制，如安全殼隔離）8.A（一回路冷卻劑傳遞堆芯熱量至蒸汽發(fā)生器，并通過硼酸濃度調(diào)節(jié)反應性）9.A（低放廢物比活度通常低于4×10?Bq/kg，中放為4×10?~4×101?Bq/kg，高放高于此值）10.A（超臨界時中子有效增殖系數(shù)k>1，中子通量指數(shù)增長）二、多項選擇題1.AB（應急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)是壓水堆關鍵安全系統(tǒng)；汽輪機旁路和主給水泵屬于正常運行系統(tǒng)）2.ABC（輻射防護三原則為實踐正當性、劑量限制、最優(yōu)化；距離防護是具體措施）3.ABCD（核燃料循環(huán)涵蓋“從礦到廢”全流程，包括開采、制造、運行、處置）4.BCD（重水慢化能力雖低于輕水，但中子吸收截面更低；慢化劑通過彈性散射降低中子能量，石墨用于高溫氣冷堆）5.ABCD（核安全文化強調(diào)質(zhì)疑態(tài)度、責任分工、溝通機制和程序執(zhí)行）三、簡答題1.反應性（ρ）定義為有效增殖系數(shù)k與1的偏離程度，即ρ=(k-1)/k。主要影響因素包括：①燃料成分（鈾-235富集度、钚含量）；②冷卻劑溫度（多普勒效應、空泡效應）；③控制棒插入深度；④慢化劑密度（水鈾比變化）；⑤裂變產(chǎn)物積累（如氙-135的中毒效應）。2.功能區(qū)別：一回路是反應堆冷卻劑系統(tǒng)，通過高壓水（約15.5MPa）將堆芯裂變熱量傳遞至蒸汽發(fā)生器，同時包容放射性物質(zhì)；二回路是動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)，利用一回路傳遞的熱量產(chǎn)生蒸汽（約6~7MPa），推動汽輪機發(fā)電，與一回路完全隔離以避免放射性泄漏。一回路主要設備包括反應堆壓力容器、堆芯、主泵、蒸汽發(fā)生器一次側(cè)、穩(wěn)壓器。3.三種衰變類型及防護：-α衰變：釋放α粒子（氦原子核），穿透能力弱（空氣射程幾厘米），但內(nèi)照射危害大（如吸入α發(fā)射體）。防護需避免接觸或吸入，佩戴口罩、手套。-β衰變：釋放β粒子（電子或正電子），穿透能力中等（幾毫米到幾厘米金屬），可引起皮膚灼傷。防護需使用塑料、鋁等低原子序數(shù)材料屏蔽。-γ衰變：釋放γ光子（電磁輻射），穿透能力強（需厚鉛或混凝土屏蔽）。防護采用距離（平方反比）、時間（減少接觸）、屏蔽（鉛/混凝土）三原則。四、計算題裂變率計算：裂變率（F）=中子通量（φ）×鈾-235原子密度（N）×裂變截面（σ_f）代入數(shù)據(jù)：φ=2×101?n/(m2·s)，N=4×102?m?3，σ_f=580×10?2?m2F=2×101?×4×102?×580×10?2?=2×4×580×10^(19+24-28)=4640×101?=4.64×101?裂變/秒每日消耗鈾-235質(zhì)量：每秒釋放能量=裂變率×單次裂變能量=4.64×101?×200×1.6×10?13=4.64×200×1.6×10?=1.4848×10?J/s（即148.48MW）但題目中熱功率為3000MW，需修正裂變率：實際裂變率F’=3000×10?W/(200×1.6×10?13J/裂變)=3000×10?/(3.2×10?11)=9.375×101?裂變/秒（注：原計算未考慮熱功率與裂變能的直接對應，此處以熱功率為準）每日裂變次數(shù)=9.375×101?×86400=8.1×102?裂變/日鈾-235摩爾數(shù)=8.1×102?/6.02×1023≈13.46mol鈾-235質(zhì)量=13.46mol×235g/mol≈3163g=3.163kg考慮燃耗效率95%，實際消耗質(zhì)量=3.163kg/0.95≈3.33kg五、案例分析題關鍵措施：1.立即停止換料操作，隔離該燃料組件所在區(qū)域，設置輻射警示標識，防止人員誤觸。2.啟動燃料破損監(jiān)測程序：使用γ譜儀檢測冷卻劑中裂變產(chǎn)物（如碘-131、銫-137）濃度，確認包殼裂紋是否導致裂變產(chǎn)物泄漏（未穿透時濃度應無顯著變化）。3.對燃料棒進行無損檢測：采用渦流檢測或超聲檢測，精確評估裂紋長度、深度及位置，判斷是否影響結(jié)構完整性。4.組織專家評審：結(jié)合檢測數(shù)據(jù)，評估裂紋對后續(xù)運行