2025年核工程与核技术专业核电技术与核辐射应用测试试题及答案解析

2025年核工程与核技术专业核电技术与核辐射应用测试试题及答案解析一、单项选择题（每题2分，共30分）1.压水堆（PWR）中，控制棒的主要材料通常为（）A.铀-235B.硼钢或银-铟-镉合金C.石墨D.铅2.核反应堆中，慢化剂的作用是（）A.吸收中子以控制反应性B.降低快中子能量至热中子能区C.传递反应堆产生的热量D.屏蔽反应堆的辐射3.下列核辐射监测仪器中，适用于测量α粒子的是（）A.G-M计数器（盖革-米勒计数器）B.闪烁计数器（NaI探测器）C.正比计数器（充氦气）D.热释光剂量计（TLD）4.核燃料循环中，“后处理”的主要目的是（）A.提取天然铀中的铀-235B.分离乏燃料中的铀、钚和裂变产物C.制造新的核燃料元件D.处理放射性废水5.某核素的半衰期为8天，初始活度为1000Bq，经过24天后剩余活度约为（）A.125BqB.250BqC.500BqD.62.5Bq6.高温气冷堆（HTGR）的核心优势是（）A.冷却剂压力低，安全性高B.燃料富集度低，经济性好C.采用水作为慢化剂，技术成熟D.可直接输出高温工艺热，应用场景广7.辐射防护中，“剂量限值”的制定依据是（）A.线性无阈（LNT）模型B.阈值模型C.hormesis（低剂量兴奋）效应D.随机效应的概率与剂量成正比8.核电厂中，二回路的主要功能是（）A.将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器B.利用蒸汽推动汽轮机发电C.冷却反应堆堆芯D.处理放射性废液9.医用电子直线加速器产生的X射线属于（）A.天然辐射B.轫致辐射C.特征X射线D.湮灭辐射10.快中子反应堆（FBR）与热中子反应堆的本质区别是（）A.冷却剂类型不同B.中子能量分布不同C.燃料富集度不同D.慢化剂材料不同11.核辐射应用中，“工业CT”主要利用的是（）A.α射线的强电离能力B.γ射线的高穿透性C.β射线的中等穿透性D.中子的慢化特性12.核安全文化的核心是（）A.技术先进B.经验反馈C.纵深防御D.每个人对安全的责任13.某放射性物质的比活度为3.7×10⁴Bq/g，其含义是（）A.每克物质每秒发生3.7×10⁴次核衰变B.每克物质的总活度为3.7×10⁴BqC.每克物质的辐射剂量率为3.7×10⁴Sv/hD.每克物质含有的放射性核素原子数为3.7×10⁴14.核电厂严重事故下，“堆芯熔毁”的主要风险是（）A.放射性物质大量释放到环境中B.反应堆压力壳破裂C.冷却剂管道泄漏D.控制棒失效15.核技术在农业中的应用不包括（）A.辐射诱变育种B.食品辐照保鲜C.土壤水分中子探测D.化肥成分分析二、填空题（每空1分，共20分）1.压水堆的“三道安全屏障”依次为：燃料包壳、（）、（）。2.核辐射的生物效应分为（）效应（如辐射致癌）和（）效应（如急性放射病）。3.中子按能量可分为热中子（能量<0.5eV）、（）中子（0.5eV~1keV）和快中子（>1keV）。4.核电厂常用的应急堆芯冷却系统（ECCS）包括（）、（）和安全注射系统。5.医用γ刀的核心原理是利用（）的聚焦特性，对肿瘤组织进行高精度照射。6.核燃料元件的包壳材料通常为（）（填金属名称），因其具有低中子吸收截面和良好的耐腐蚀性。7.辐射防护的三原则是（）、（）和个人剂量限值。8.快堆的燃料循环可实现（），即通过增殖反应将铀-238转化为钚-239，提高铀资源利用率。9.核仪表中，用于测量反应堆中子通量的探测器主要有（）（如BF₃计数器）和（）（如裂变室）。10.核技术在环境监测中的应用包括（）（如测量大气中放射性气溶胶）和（）（如示踪法研究污染物迁移）。三、简答题（每题6分，共30分）1.简述压水堆（PWR）的基本工作流程。2.说明辐射防护中“ALARA原则”的含义及实施措施。3.对比轻水堆（LWR）与重水堆（HWR）的优缺点（至少列出3点）。4.核辐射在医学诊断中的典型应用有哪些？举例说明其原理。5.解释“反应性”的定义及其在反应堆控制中的作用。四、计算题（每题8分，共16分）1.某压水堆燃料棒初始铀-235富集度为3.5%（质量分数），运行1年后，铀-235的燃耗深度为15000MWd/tU（兆瓦日每吨铀）。已知铀-235的裂变能为200MeV/裂变，1MWd=8.64×10¹⁰J，计算该燃料棒中铀-235的消耗比例（保留2位小数）。2.一束能量为1MeV的γ射线垂直入射到铅屏蔽层，铅的线性衰减系数μ=0.77cm⁻¹。若要求透射后的剂量率降低至初始的1%，需要多厚的铅屏蔽层？（已知ln100≈4.605）五、综合分析题（14分）2023年，某核电厂因冷却剂泵故障导致反应堆偏离热工安全限值，触发停堆保护系统。请结合核安全“纵深防御”原则，分析该事件中各层防御措施的作用，并提出改进建议（需涵盖设计、运行、管理三个层面）。答案及解析一、单项选择题1.答案：B解析：控制棒需高效吸收中子，硼钢（含硼-10）或银-铟-镉合金（吸收截面大）是常用材料；铀-235是燃料，石墨是慢化剂，铅是屏蔽材料。2.答案：B解析：慢化剂通过弹性散射降低中子能量，使其达到热中子能区（约0.025eV），提高铀-235的裂变概率；吸收中子是控制棒的功能，传递热量是冷却剂的功能。3.答案：C解析：α粒子电离能力强但穿透性弱，正比计数器（充氦气）可在低气压下探测α粒子；G-M计数器对α粒子不敏感（需薄窗），闪烁计数器主要测γ射线，TLD累积剂量。4.答案：B解析：后处理通过化学方法（如PUREX流程）分离乏燃料中的铀（可再富集）、钚（可作为快堆燃料）和高放裂变产物，实现核燃料循环利用。5.答案：A解析：半衰期T₁/₂=8天，24天=3个半衰期，剩余活度A=A₀×(1/2)³=1000×1/8=125Bq。6.答案：D解析：高温气冷堆使用氦气冷却，出口温度可达950℃以上，可直接用于化工、制氢等高温工艺，拓展了核能应用场景；其安全性源于固有安全性（负反应性系数），但冷却剂压力高（约7MPa）。7.答案：A解析：国际放射防护委员会（ICRP）基于线性无阈模型（LNT）制定剂量限值，假设即使低剂量辐射也可能诱发随机效应（如癌症），概率与剂量成正比。8.答案：B解析：一回路（含反应堆）通过冷却剂（高压水）将热量传递给蒸汽发生器，二回路的水被加热成蒸汽，推动汽轮机发电；冷却堆芯是一回路的功能。9.答案：B解析：电子直线加速器中，高能电子轰击靶材（如钨）时，因库仑场作用减速，损失的能量以轫致辐射形式释放，产生连续能谱的X射线。10.答案：B解析：快堆无慢化剂，中子能量主要在keV~MeV能区（快中子），通过铀-238的俘获反应增殖钚-239；热堆需慢化剂将中子慢化至热中子能区。11.答案：B解析：γ射线穿透性强（如Co-60的γ射线），可穿透金属构件，通过探测器接收透射射线的强度差异成像，实现内部缺陷检测。12.答案：D解析：核安全文化强调“安全是每个人的责任”，涵盖组织承诺、员工意识、经验反馈等，技术和纵深防御是实现手段。13.答案：A解析：比活度定义为单位质量物质的放射性活度（Bq/g），即每克物质每秒发生的核衰变数；总活度=比活度×质量。14.答案：A解析：堆芯熔毁时，燃料包壳和压力壳失效，裂变产物（如碘-131、铯-137）释放到安全壳或环境中，造成放射性污染；压力壳破裂是熔毁的结果而非主要风险。15.答案：D解析：化肥成分分析通常用化学方法或X射线荧光光谱，核技术在农业中用于诱变（电离辐射改变DNA）、保鲜（抑制微生物）、土壤水分探测（中子与氢核散射）。二、填空题1.反应堆压力壳；安全壳2.随机；确定3.超热4.高压注射系统；低压注射系统（或安注箱、蓄压箱）5.γ射线6.锆（或锆合金）7.实践的正当性；防护的最优化8.增殖（或钚增殖）9.中子慢化型探测器；裂变型探测器10.放射性监测；示踪技术三、简答题1.压水堆工作流程：压水堆一回路（高压水，约15.5MPa）在反应堆堆芯吸收核裂变释放的热量（温度约320℃），通过主泵驱动进入蒸汽发生器，将热量传递给二回路的水；二回路水被加热成高压蒸汽（约280℃），推动汽轮机旋转，带动发电机发电；蒸汽做功后进入冷凝器，被海水或循环水冷却为液态，由给水泵送回蒸汽发生器，完成二回路循环；一回路冷却剂经蒸汽发生器放热后返回堆芯，继续循环。2.ALARA原则：ALARA（AsLowAsReasonablyAchievable）即“合理可行尽量低”，要求在确保实践正当性的前提下，通过技术优化、管理措施和个体防护，将辐射剂量降低到经济和社会因素可接受的最低水平。实施措施包括：①源项控制（如减少放射性物质泄漏）；②时间控制（缩短接触时间）；③距离控制（增大与源的距离）；④屏蔽控制（使用铅、混凝土等屏蔽材料）；⑤定期监测与培训（确保人员掌握防护技能）。3.轻水堆与重水堆对比：优点：①重水堆（HWR）使用天然铀（铀-235富集度0.7%）作燃料，无需铀浓缩，降低成本；②重水慢化能力强（慢化比高），可使用更短的堆芯；③重水堆可在线换料，提高运行效率。缺点：①重水价格昂贵（约为轻水的100倍），初始投资高；②重水堆功率密度低，相同功率下堆芯体积更大；③重水易吸收中子生成氚（放射性同位素），增加辐射防护难度。轻水堆（LWR）则技术成熟、功率密度高，但需富集铀（3%-5%），依赖浓缩技术。4.核辐射在医学诊断中的应用：①单光子发射计算机断层扫描（SPECT）：使用发射γ射线的核素（如Tc-99m）标记药物，注入体内后，通过探测器采集γ射线分布，重建器官功能图像（如心肌灌注显像）。②正电子发射断层扫描（PET）：利用发射正电子的核素（如F-18-FDG），正电子与电子湮灭产生一对γ光子（方向相反），通过符合探测技术定位代谢活跃区域（如肿瘤诊断）。③X射线透视/CT：利用X射线（轫致辐射）穿透人体，不同组织对X射线吸收差异形成影像（CT通过断层扫描提高分辨率）。5.反应性定义与作用：反应性ρ定义为（有效增殖因子kₑff-1）/kₑff，反映反应堆偏离临界的程度。当ρ>0时，kₑff>1，反应堆超临界（功率上升）；ρ=0时，kₑff=1，临界（稳定运行）；ρ<0时，kₑff<1，次临界（功率下降）。反应堆控制通过调节反应性实现：启动时提升反应性至略超临界；稳态运行时维持ρ≈0；停堆时插入控制棒使ρ大幅负向（kₑff<<1）。四、计算题1.铀-235消耗比例计算：（1）1吨铀（1000kg）中铀-235初始质量m₀=1000kg×3.5%=35kg=35000g。（2）燃耗深度=15000MWd/tU，总释放能量E=15000MWd×8.64×10¹⁰J/MWd=1.296×10¹⁵J。（3）每个铀-235裂变释放能量=200MeV=200×1.602×10⁻¹³J=3.204×10⁻¹¹J。（4）消耗的铀-235原子数N=E/(3.204×10⁻¹¹J)=1.296×10¹⁵/3.204×10⁻¹¹≈4.045×10²⁵个。（5）铀-235摩尔质量=235g/mol，消耗质量m=(4.045×10²⁵)/(6.022×10²³mol⁻¹)×235g/mol≈(67.17mol)×235g/mol≈15785g=15.785kg。（6）消耗比例=15.785kg/35kg≈45.10%。2.铅屏蔽层厚度计算：γ射线衰减公式：I=I₀e^(-μx)，要求I/I₀=1%=0.01，即e^(-μx)=0.01。取自然对数：-μx=ln(0.01)=-ln100≈-4.605，故x=4.605/μ=4.605/0.77cm⁻¹≈5.98cm≈6.0cm。五、综合分析题纵深防御原则分析：核安全“纵深防御”分为五层：1.第一层：设计安全：反应堆设计时通过负反应性系数（如温度系数、空泡系数）、冗余冷却系统（如主泵备用机组）确保异常工况下自动稳定。本事件中冷却剂泵故障暴露主泵可靠性不足，第一层防御未完全阻止异常。2.第二层：运行控制：运行中通过监测系统（如堆芯温度、压力传感器）实时监控参数，当泵故障导致冷却剂流量下降时，控制系统应自动调整功率或启动备用泵。若备用泵未及时投用，第二层防御失效。3.第三层：停堆保护：当参数偏离安全限值（如冷却剂温度超阈值），停堆保护系统（SCRAM）触发控制棒快速插入，使反应堆次临界。本事件已触发停堆，第三层防御有效。4.第四层：缓解事故：停堆后，应急堆芯冷却系统（ECCS）投入，通过高压注射维持堆芯冷却，防止堆芯过热。需确认ECCS是否正常启动，若未启动则第四层失效。