天津醫(yī)科大學(xué)臨床醫(yī)學(xué)院《核物理實(shí)驗(yàn)與數(shù)據(jù)分析》2023-2024學(xué)年第一學(xué)期期末試卷

學(xué)校________________班級(jí)____________姓名____________考場(chǎng)____________準(zhǔn)考證號(hào)學(xué)校________________班級(jí)____________姓名____________考場(chǎng)____________準(zhǔn)考證號(hào)…………密…………封…………線…………內(nèi)…………不…………要…………答…………題…………第1頁(yè)，共3頁(yè)天津醫(yī)科大學(xué)臨床醫(yī)學(xué)院

《核物理實(shí)驗(yàn)與數(shù)據(jù)分析》2023-2024學(xué)年第一學(xué)期期末試卷題號(hào)一二三四總分得分一、單選題（本大題共20個(gè)小題，每小題2分，共40分．在每小題給出的四個(gè)選項(xiàng)中，只有一項(xiàng)是符合題目要求的．）1、在核物理實(shí)驗(yàn)中，經(jīng)常使用加速器來(lái)產(chǎn)生高能粒子。一種回旋加速器的磁場(chǎng)強(qiáng)度為2T，粒子在其中做圓周運(yùn)動(dòng)的半徑為1m，若要將粒子加速到能量為10MeV，計(jì)算粒子在加速器中運(yùn)動(dòng)的圈數(shù)：（）A.500B.1000C.1500D.20002、在核反應(yīng)堆的安全評(píng)估中，概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)估（PRA）是一種重要的方法。假設(shè)對(duì)一個(gè)運(yùn)行中的核反應(yīng)堆進(jìn)行PRA分析，以下關(guān)于PRA的步驟和作用的描述，哪一項(xiàng)是不正確的？（）A.PRA包括事件識(shí)別、概率分析和后果評(píng)估等步驟B.PRA可以幫助確定核反應(yīng)堆的薄弱環(huán)節(jié)和潛在風(fēng)險(xiǎn)C.PRA的結(jié)果可以用于制定應(yīng)急預(yù)案和優(yōu)化安全措施D.PRA能夠完全準(zhǔn)確地預(yù)測(cè)核反應(yīng)堆發(fā)生事故的概率和后果3、在核科學(xué)實(shí)驗(yàn)中，數(shù)據(jù)處理和分析是得出科學(xué)結(jié)論的關(guān)鍵步驟。關(guān)于核實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)處理的方法和原則，以下說(shuō)法錯(cuò)誤的是：（）A.對(duì)實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)進(jìn)行篩選和校準(zhǔn)，去除異常值和誤差較大的數(shù)據(jù)B.運(yùn)用統(tǒng)計(jì)學(xué)方法對(duì)數(shù)據(jù)進(jìn)行分析，評(píng)估數(shù)據(jù)的可靠性和不確定性C.可以根據(jù)預(yù)期的結(jié)果對(duì)數(shù)據(jù)進(jìn)行適當(dāng)?shù)男薷暮驼{(diào)整，以符合理論模型D.數(shù)據(jù)處理和分析的結(jié)果應(yīng)能夠重復(fù)和驗(yàn)證，具有科學(xué)性和客觀性4、核反應(yīng)堆的堆芯結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)需要考慮多種因素，如燃料組件的排列、控制棒的布置等。某壓水堆的堆芯由若干個(gè)燃料組件組成，每個(gè)組件包含若干根燃料棒。假設(shè)燃料棒的直徑為10毫米，組件的邊長(zhǎng)為20厘米，采用正方形排列。計(jì)算一個(gè)燃料組件中大約可以布置多少根燃料棒？（）A.400B.500C.600D.7005、核技術(shù)在環(huán)境保護(hù)中也有應(yīng)用，如利用輻射處理污水和廢氣。輻射可以分解有害物質(zhì)，降低其毒性。對(duì)于一種難以生物降解的有機(jī)污染物，使用輻射處理的效果通常：（）A.非常顯著B.不太明顯C.沒(méi)有作用D.取決于污染物濃度6、核科學(xué)中的輻射防護(hù)原則包括時(shí)間防護(hù)、距離防護(hù)和屏蔽防護(hù)。在進(jìn)行放射性操作時(shí)，如果需要延長(zhǎng)操作時(shí)間，為了減少輻射劑量，應(yīng)該同時(shí)采取的措施是（）A.靠近輻射源B.增加屏蔽厚度C.減少屏蔽厚度D.遠(yuǎn)離輻射源7、核反應(yīng)堆的功率分布對(duì)其安全和性能有著重要影響。在一個(gè)具有非均勻燃料布置的反應(yīng)堆中，由于燃料富集度的差異和結(jié)構(gòu)的不對(duì)稱性，功率分布會(huì)呈現(xiàn)出一定的特點(diǎn)。假設(shè)堆芯某區(qū)域的燃料富集度較高，而相鄰區(qū)域較低，那么在該區(qū)域的功率密度相對(duì)其他區(qū)域會(huì)如何變化？（）A.顯著降低B.略有降低C.顯著升高D.略有升高8、在研究核結(jié)構(gòu)時(shí)，經(jīng)常用到原子核的結(jié)合能。已知一個(gè)原子核的質(zhì)量虧損為0.05u，計(jì)算其結(jié)合能（1u相當(dāng)于931.5MeV）：（）A.46.575MeVB.51.525MeVC.56.475MeVD.61.575MeV9、核科學(xué)中的粒子加速器是一種重要的研究工具。假設(shè)一個(gè)同步加速器正在運(yùn)行，用于加速帶電粒子到高能量。以下關(guān)于粒子加速器的原理和特點(diǎn)的描述，哪一項(xiàng)是錯(cuò)誤的？（）A.利用電磁場(chǎng)對(duì)帶電粒子施加作用力，使其不斷加速B.同步加速器中的磁場(chǎng)強(qiáng)度隨時(shí)間變化，以保持粒子的同步加速C.粒子加速器可以產(chǎn)生高能量、高強(qiáng)度的粒子束，用于基礎(chǔ)研究和應(yīng)用D.粒子加速器的建設(shè)和運(yùn)行成本較低，技術(shù)難度不大10、在核反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)中，需要考慮堆芯的功率分布均勻性。功率分布不均勻可能導(dǎo)致局部溫度過(guò)高，影響反應(yīng)堆的安全運(yùn)行。以下哪種措施可以改善堆芯的功率分布均勻性？（）A.優(yōu)化燃料組件布置B.調(diào)整控制棒位置C.改善冷卻劑流動(dòng)D.以上都是11、核科學(xué)中的輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)是保障人員和環(huán)境安全的依據(jù)。關(guān)于輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)的制定和執(zhí)行，以下說(shuō)法錯(cuò)誤的是：（）A.輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)根據(jù)科學(xué)研究成果和實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)制定，考慮了輻射的危害和防護(hù)的可行性B.標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了不同情況下的輻射劑量限值和防護(hù)措施要求C.輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)一旦制定就不會(huì)修改，永遠(yuǎn)適用于各種情況D.所有涉及輻射的活動(dòng)都必須嚴(yán)格遵守輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)12、在核反應(yīng)堆中，控制棒是用于控制反應(yīng)性的重要部件。假設(shè)一個(gè)壓水堆核電站，其運(yùn)行功率需要進(jìn)行調(diào)整?？刂瓢舨牧贤ǔ２捎镁哂辛己弥凶游漳芰Φ奈镔|(zhì)，如硼、鎘等。當(dāng)需要降低反應(yīng)堆功率時(shí)，控制棒應(yīng)如何操作？是快速插入堆芯、緩慢插入堆芯、快速抽出堆芯還是緩慢抽出堆芯？（）A.快速插入堆芯B.緩慢插入堆芯C.快速抽出堆芯D.緩慢抽出堆芯13、核科學(xué)中的輻射防護(hù)原則包括時(shí)間防護(hù)、距離防護(hù)和屏蔽防護(hù)。在操作放射性物質(zhì)時(shí)，如果無(wú)法縮短操作時(shí)間和增大距離，應(yīng)優(yōu)先采取哪種防護(hù)措施？（）A.時(shí)間防護(hù)B.距離防護(hù)C.屏蔽防護(hù)D.以上都不采取14、核反應(yīng)堆的安全殼是防止放射性物質(zhì)泄漏的最后一道屏障。某安全殼的設(shè)計(jì)壓力為0.5MPa，內(nèi)直徑為50m，若安全殼的壁厚為1m，材料的許用應(yīng)力為200MPa，計(jì)算安全殼所能承受的最大內(nèi)壓：（）A.0.6MPaB.0.7MPaC.0.8MPaD.0.9MPa15、在核反應(yīng)堆的熱工設(shè)計(jì)中，需要考慮冷卻劑的流動(dòng)特性。假設(shè)一個(gè)鈉冷快堆，以下關(guān)于冷卻劑流動(dòng)的分析，哪一項(xiàng)是不正確的？（）A.冷卻劑的流速和流量應(yīng)滿足堆芯的傳熱需求B.流動(dòng)過(guò)程中的壓力損失會(huì)影響冷卻劑的循環(huán)效率C.冷卻劑的流動(dòng)穩(wěn)定性對(duì)反應(yīng)堆的安全運(yùn)行至關(guān)重要D.冷卻劑的流動(dòng)特性只與管道尺寸和泵的功率有關(guān)，與堆芯結(jié)構(gòu)無(wú)關(guān)16、在核電廠的安全系統(tǒng)中，應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)是關(guān)鍵的組成部分。假設(shè)在一次假設(shè)的事故中，核反應(yīng)堆的冷卻劑出現(xiàn)大量泄漏。應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)需要迅速啟動(dòng)，以防止堆芯過(guò)熱和熔毀。以下關(guān)于應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的描述，哪一項(xiàng)是不正確的？（）A.該系統(tǒng)通常包括多個(gè)獨(dú)立的子系統(tǒng)，以提高可靠性B.系統(tǒng)中的泵和閥門在平時(shí)處于備用狀態(tài)，需要時(shí)能快速響應(yīng)C.應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的水源通常來(lái)自專門的儲(chǔ)備水箱，容量足以應(yīng)對(duì)長(zhǎng)時(shí)間的冷卻需求D.系統(tǒng)的啟動(dòng)和運(yùn)行完全依賴人工操作，自動(dòng)化程度較低17、核反應(yīng)堆中的慢化劑用于降低中子的能量。一種常用的慢化劑是重水，其慢化比（慢化到熱中子的概率與吸收中子的概率之比）為100。若每秒有1000個(gè)快中子進(jìn)入重水慢化劑，計(jì)算每秒慢化到熱中子的數(shù)量：（）A.900B.950C.990D.100018、在核聚變反應(yīng)堆中，等離子體的約束是關(guān)鍵問(wèn)題之一。某實(shí)驗(yàn)裝置采用磁約束的方式來(lái)控制等離子體，通過(guò)復(fù)雜的磁場(chǎng)位形來(lái)限制等離子體的運(yùn)動(dòng)。如果磁場(chǎng)的分布不均勻，可能會(huì)導(dǎo)致等離子體的不穩(wěn)定和泄漏。為了實(shí)現(xiàn)穩(wěn)定的等離子體約束，需要對(duì)磁場(chǎng)進(jìn)行精確的設(shè)計(jì)和控制。假設(shè)等離子體的密度分布不均勻，那么會(huì)對(duì)磁場(chǎng)的約束效果產(chǎn)生怎樣的影響？（）A.增強(qiáng)磁場(chǎng)的約束作用B.削弱磁場(chǎng)的約束作用C.不影響磁場(chǎng)的約束作用D.可能增強(qiáng)也可能削弱，取決于具體情況19、核反應(yīng)堆的堆芯結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)需要考慮眾多因素。某快中子反應(yīng)堆堆芯，燃料組件采用六邊形排列，組件間距為10cm。若堆芯直徑為3m，計(jì)算堆芯內(nèi)燃料組件的數(shù)量大約是多少？（）A.200個(gè)B.300個(gè)C.400個(gè)D.500個(gè)20、在核聚變反應(yīng)堆的概念設(shè)計(jì)中，磁約束和慣性約束是兩種主要的途徑。對(duì)于磁約束核聚變，以下哪種磁場(chǎng)位形在實(shí)現(xiàn)高溫等離子體的約束方面具有潛在優(yōu)勢(shì)？（）A.托卡馬克B.仿星器C.磁鏡D.以上都有可能二、簡(jiǎn)答題（本大題共3個(gè)小題，共15分)1、（本題5分）全面論述核輻射的種類（α射線、β射線、γ射線等）及其特性，包括輻射的能量、穿透力、電離能力等。分析核輻射對(duì)生物體的作用機(jī)制和生物效應(yīng)，如細(xì)胞損傷、基因突變等。解釋如何進(jìn)行有效的輻射防護(hù)，以減少核輻射對(duì)工作人員和公眾的危害，舉例說(shuō)明在醫(yī)療、工業(yè)等領(lǐng)域中輻射防護(hù)的重要性和具體措施。2、（本題5分）在核科學(xué)實(shí)驗(yàn)中，真空技術(shù)常常被用于創(chuàng)造高真空環(huán)境。請(qǐng)全面論述真空的獲得方法（如機(jī)械泵、擴(kuò)散泵、渦輪分子泵等）和原理，分析真空度的測(cè)量技術(shù)和儀器。探討在核科學(xué)實(shí)驗(yàn)中高真空環(huán)境的作用和要求，以及如何保證真空系統(tǒng)的可靠性和穩(wěn)定性。3、（本題5分）闡述核技術(shù)在反恐和安檢中的應(yīng)用，如放射性物質(zhì)檢測(cè)、爆炸物檢測(cè)、集裝箱檢查等。分析相關(guān)技術(shù)的原理和設(shè)備，以及如何提高檢測(cè)的靈敏度和準(zhǔn)確性，防止核恐怖主義和非法核活動(dòng)。三、計(jì)算題（本大題共5個(gè)小題，共25分)1、（本題5分）某核輻射治療設(shè)備，使用鈷-60作為放射源，活度為1000Ci。治療室的墻壁由混凝土制成，厚度為1m，混凝土對(duì)γ射線的線性衰減系數(shù)為0.1cm?1。計(jì)算治療室外的輻射劑量率，并分析墻壁厚度是否滿足防護(hù)要求。2、（本題5分）在一個(gè)核反應(yīng)堆中，燃料元件的導(dǎo)熱系數(shù)為30W/(m·K)，燃料元件的外半徑為0.5cm，內(nèi)半徑為0.4cm，表面溫度為600℃，中心溫度為800℃。計(jì)算燃料元件單位長(zhǎng)度的熱流密度，并分析如何提高燃料元件的傳熱性能。3、（本題5分）某核反應(yīng)堆的控制棒采用電動(dòng)驅(qū)動(dòng)方式，控制棒移動(dòng)速度為0.1m/s，行程為2m。從接收到控制信號(hào)到控制棒開始移動(dòng)的時(shí)間延遲為0.5s，計(jì)算控制棒的響應(yīng)時(shí)間。4、（本題5分）一個(gè)核設(shè)施的放射性廢氣處理系統(tǒng)，采用活性炭吸附放射性碘。廢氣的流量為1000m3/h，碘的初始濃度為10mg/m3，活性炭的吸附容量為500mg/g。計(jì)算活性炭的使用量和更換周期，并分析廢氣處理系統(tǒng)的運(yùn)行成本和優(yōu)化方案。5、（本題5分）某核反應(yīng)堆的堆芯燃料采用球狀顆粒燃料，顆粒的直徑為1mm，熱導(dǎo)率為2W/(m·K)，表面熱流密度為1MW/m2。計(jì)算燃料顆粒的中心溫度，并分析顆粒尺寸和熱導(dǎo)率對(duì)溫度分布的影響。四、論述題（本大題共2個(gè)小題，共20分)1、（本