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2025年核工程与核技术专业考试题及答案

一、单项选择题（每题2分，共20分）

1.下列核反应中，属于核聚变的是（）

A.23?U+n→1?1Ba+?2Kr+3n

B.2H+3H→?He+n+17.6MeV

C.23?U+n→23?U+γ

D.1?C→1?N+e?+ν?e

答案：B

解析：核聚变是轻核结合成重核的反应，选项B为氘氚聚变；A为核裂变，C为中子俘获，D为β衰变。

2.压水堆（PWR）中，控制棒的主要材料通常是（）

A.铀-235

B.镉（Cd）或硼（B）

C.锆（Zr）

D.石墨（C）

答案：B

解析：控制棒需强中子吸收能力，镉、硼的热中子吸收截面大；铀为燃料，锆为包壳材料，石墨为气冷堆慢化剂。

3.反应堆中子能谱中，“超热中子”指能量范围约为（）

A.＜0.025eV

B.0.025eV～1eV

C.1eV～1keV

D.＞1keV

答案：C

解析：热中子（＜0.5eV）、超热中子（0.5eV～1keV）、快中子（＞1keV），具体范围因定义略有差异，通常超热中子指非热平衡的中能中子。

4.核燃料元件包壳的主要作用不包括（）

A.防止裂变产物泄漏

B.承受燃料肿胀压力

C.参与中子慢化

D.传递热量至冷却剂

答案：C

解析：包壳（如锆合金）需耐腐蚀、耐高温，隔离燃料与冷却剂，传递热量，但不参与慢化（慢化由水或石墨完成）。

5.辐射防护中，“ALARA原则”指（）

A.合理可行尽量低

B.绝对剂量限制

C.事故后救援优先

D.公众剂量豁免

答案：A

解析：ALARA（AsLowAsReasonablyAchievable）是辐射防护的核心原则，要求在合理可行范围内将剂量降至最低。

6.反应堆停堆后，剩余发热的主要来源是（）

A.燃料的衰变热

B.控制棒的中子俘获热

C.冷却剂的摩擦热

D.结构材料的活化热

答案：A

解析：停堆后，裂变产物衰变（约占80%）和锕系元素衰变（约占20%）是剩余发热的主要来源，占停堆初期总功率的7%左右（1秒后）。

7.高温气冷堆（HTGR）的慢化剂和冷却剂分别是（）

A.水、氦气

B.石墨、氦气

C.重水、二氧化碳

D.铍、液态钠

答案：B

解析：高温气冷堆采用石墨慢化，氦气（惰性、高温下化学稳定）作为冷却剂，可实现高出口温度（＞750℃）。

8.核电厂纵深防御原则中，“第三道防线”的主要目标是（）

A.防止异常工况发展为事故

B.控制事故并限制后果

C.设计上预防偏离正常运行

D.减轻严重事故影响

答案：B

解析：纵深防御五道防线（简化版）：设计预防（第一道）、控制异常（第二道）、控制事故（第三道）、限制释放（第四道）、应急响应（第五道）。

9.计算中子宏观截面时，公式Σ=∑N_iσ_i中，N_i的单位是（）

A.个/cm3

B.g/cm3

C.cm?1

D.barn

答案：A

解析：N_i为核密度（单位体积内的原子核数），单位是原子数/立方厘米；σ_i为微观截面（单位barn，1barn=10?2?cm2），Σ的单位是cm?1。

10.核燃料循环中，“后处理”的主要目的是（）

A.提取未燃烧的铀和钚

B.生产新的易裂变核素

C.处理放射性废物

D.降低燃料富集度

答案：A

解析：后处理通过化学方法（如PUREX流程）分离乏燃料中的铀（23?U、23?U）、钚（23?Pu）与裂变产物，实现燃料循环利用。

二、填空题（每空1分，共15分）

1.核反应堆临界条件是有效增殖因子k_eff=______，此时中子数______（填“增加”“减少”或“保持不变”）。

答案：1；保持不变

2.压水堆一回路的主要冷却剂是______，其工作压力约为______MPa，以防止高温下沸腾。

答案：轻水（或普通水）；15.5

3.中子慢化过程中，慢化剂的重要参数包括______（衡量单次碰撞能量损失）和______（衡量慢化能力）。

答案：对数能降增量ξ；慢化比（或ξΣ_s，其中Σ_s为宏观散射截面）

4.辐射剂量学中，吸收剂量的单位是______，当量剂量的单位是______。

答案：戈瑞（Gy）；希沃特（Sv）

5.快中子反应堆（FBR）的燃料通常是______（填核素），冷却剂多采用_____