南京財(cái)經(jīng)大學(xué)《核輻射探測實(shí)驗(yàn)（Ⅰ）》2023-2024學(xué)年第二學(xué)期期末試卷

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《核輻射探測實(shí)驗(yàn)（Ⅰ）》2023-2024學(xué)年第二學(xué)期期末試卷題號一二三四總分得分批閱人一、單選題（本大題共25個(gè)小題，每小題1分，共25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、在核反應(yīng)中，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)是核能利用的關(guān)鍵。對于可控鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，以下哪項(xiàng)說法是錯(cuò)誤的？（）A.通過控制反應(yīng)堆中的中子吸收材料的數(shù)量，可以調(diào)節(jié)反應(yīng)的速率B.反應(yīng)堆中的控制棒通常由具有強(qiáng)中子吸收能力的材料制成，如硼、鎘等C.可控鏈?zhǔn)椒磻?yīng)能夠持續(xù)穩(wěn)定地釋放能量，并且可以在需要時(shí)迅速停止D.一旦鏈?zhǔn)椒磻?yīng)開始，就無法對其進(jìn)行控制，只能任由反應(yīng)進(jìn)行下去2、在核科學(xué)研究中，經(jīng)常需要對原子核的結(jié)構(gòu)和性質(zhì)進(jìn)行探測。常用的探測方法有散射實(shí)驗(yàn)、核反應(yīng)實(shí)驗(yàn)等。在散射實(shí)驗(yàn)中，通過測量散射粒子的能量和角度分布，可以獲取原子核的（）A.電荷分布B.質(zhì)量分布C.自旋和宇稱D.以上都是3、核輻射防護(hù)是保障人員安全的關(guān)鍵。某核設(shè)施工作人員在工作區(qū)域內(nèi)接受輻射照射，已知工作環(huán)境中的輻射類型包括α粒子、β粒子和γ射線。α粒子的電離能力強(qiáng)，但穿透能力弱；β粒子的穿透能力較強(qiáng)；γ射線的穿透能力最強(qiáng)。為了有效防護(hù)這些輻射，需要佩戴合適的防護(hù)裝備。如果主要防護(hù)γ射線，應(yīng)選擇哪種材料制作的防護(hù)服？（）A.鉛B.鋁C.塑料D.橡膠4、核聚變實(shí)驗(yàn)裝置中的真空系統(tǒng)至關(guān)重要。某裝置要求真空度達(dá)到10^-6Pa，初始真空度為10^-2Pa，抽氣速率為100L/s。計(jì)算達(dá)到要求真空度所需的時(shí)間。A.1000sB.2000sC.3000sD.4000s5、核電廠的二回路系統(tǒng)主要負(fù)責(zé)將一回路的熱能轉(zhuǎn)化為電能。某核電廠二回路蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的蒸汽壓力為6MPa，溫度為280°C。若蒸汽輪機(jī)的絕熱效率為85%，排汽壓力為0.005MPa，計(jì)算蒸汽輪機(jī)的理想循環(huán)熱效率。A.30%B.35%C.40%D.45%6、核科學(xué)中的輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)是為了保護(hù)人員和環(huán)境免受過量輻射的危害而制定的。這些標(biāo)準(zhǔn)通常基于輻射的隨機(jī)性效應(yīng)和確定性效應(yīng)。隨機(jī)性效應(yīng)的特點(diǎn)是：（）A.有閾值B.無閾值C.效應(yīng)嚴(yán)重D.與劑量無關(guān)7、核物理中的核反應(yīng)截面是描述核反應(yīng)發(fā)生概率的重要參數(shù)。某核反應(yīng)的截面隨著入射粒子能量的變化而變化。在低能區(qū)，截面較小且變化緩慢；在高能區(qū)，截面迅速增大。已知在能量為1MeV時(shí)，截面為1barn，當(dāng)能量增加到10MeV時(shí)，截面增大到10barn。如果要使該核反應(yīng)的發(fā)生概率提高100倍，入射粒子的能量至少需要增加到多少？（）A.20MeVB.30MeVC.40MeVD.50MeV8、核科學(xué)中的中子散射技術(shù)可以用于研究物質(zhì)的結(jié)構(gòu)和動(dòng)態(tài)特性。中子與物質(zhì)的相互作用不同于X射線，能夠提供獨(dú)特的信息。假設(shè)要研究一種晶體材料的磁結(jié)構(gòu)，中子散射技術(shù)的優(yōu)勢在于：（）A.對輕元素敏感B.能區(qū)分不同同位素C.能探測磁矩D.穿透力強(qiáng)9、在核反應(yīng)堆中，控制棒的作用至關(guān)重要。假設(shè)一個(gè)壓水堆核反應(yīng)堆在運(yùn)行過程中，需要對反應(yīng)性進(jìn)行精細(xì)調(diào)節(jié)?？刂瓢敉ǔＳ删哂袕?qiáng)吸收中子能力的材料制成，以下哪種材料最常用于控制棒？（）A.鎘B.硼C.鈾D.钚10、核反應(yīng)堆的熱工水力分析對于保證反應(yīng)堆的安全運(yùn)行至關(guān)重要。關(guān)于熱工水力分析的內(nèi)容和目的，以下說法錯(cuò)誤的是：（）A.分析反應(yīng)堆內(nèi)部的溫度分布、壓力分布、流量分布等，確保堆芯不發(fā)生過熱B.研究冷卻劑的流動(dòng)特性，保證足夠的冷卻能力，帶走反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量C.熱工水力分析可以預(yù)測在各種工況下反應(yīng)堆的性能，為設(shè)計(jì)和運(yùn)行提供依據(jù)D.熱工水力分析只在反應(yīng)堆設(shè)計(jì)階段進(jìn)行，運(yùn)行過程中不需要關(guān)注11、核反應(yīng)堆的啟動(dòng)過程需要嚴(yán)格控制。假設(shè)一個(gè)新的反應(yīng)堆首次啟動(dòng)，已知堆芯的初始狀態(tài)和啟動(dòng)程序。在啟動(dòng)過程中，如果中子通量增長過快，可能會(huì)導(dǎo)致什么問題？（）A.反應(yīng)性失控B.燃料元件損壞C.系統(tǒng)壓力過高D.以上都有可能12、核燃料循環(huán)涵蓋了核燃料的開采、加工、使用和后處理等環(huán)節(jié)。鈾是常見的核燃料之一，其在自然界中的存在形式主要是鈾-238和鈾-235。在核反應(yīng)堆中，能夠發(fā)生鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)的主要是：（）A.鈾-238B.鈾-235C.兩者都能D.兩者都不能13、在核電廠的選址過程中，需要綜合考慮多種因素，如地質(zhì)條件、水文條件、人口分布等。以下哪種地質(zhì)條件最適合建設(shè)核電廠？（）A.穩(wěn)定的基巖B.松軟的沉積層C.活動(dòng)斷層附近D.以上都可以14、核技術(shù)在考古學(xué)中的應(yīng)用可以幫助確定文物的年代。假設(shè)使用碳-14測年法對一件古代文物進(jìn)行分析，已知文物中碳-14的殘留量和半衰期。通過測量可以推算出文物的大致年代，但是這種方法存在一定的誤差，誤差的主要來源是什么？（）A.測量儀器的精度B.環(huán)境因素的影響C.樣品的污染D.以上都是15、在核反應(yīng)堆中，控制棒的作用至關(guān)重要。關(guān)于控制棒對反應(yīng)堆反應(yīng)性的控制原理，以下說法錯(cuò)誤的是：（）A.控制棒通常由具有強(qiáng)吸收中子能力的材料制成，如硼、鎘等B.插入控制棒可以吸收中子，從而降低反應(yīng)堆的反應(yīng)性，使鏈?zhǔn)椒磻?yīng)減緩或停止C.控制棒插入越深，吸收的中子越多，反應(yīng)堆的功率下降越快D.控制棒的移動(dòng)速度對反應(yīng)堆的反應(yīng)性沒有影響，只與插入深度有關(guān)16、在核反應(yīng)堆的冷卻劑選擇上，需要綜合考慮多種因素。以下關(guān)于常見冷卻劑的特點(diǎn)和應(yīng)用，說法不正確的是：（）A.水作為冷卻劑具有比熱容大、導(dǎo)熱性能好、價(jià)格低廉等優(yōu)點(diǎn)，廣泛應(yīng)用于輕水反應(yīng)堆B.氦氣作為冷卻劑化學(xué)性質(zhì)穩(wěn)定，不與反應(yīng)堆材料發(fā)生反應(yīng)，但導(dǎo)熱性能相對較差C.液態(tài)金屬如鈉、鉀等具有良好的導(dǎo)熱性能，但它們與水接觸會(huì)發(fā)生劇烈反應(yīng)，使用時(shí)需要特殊的防護(hù)措施D.冷卻劑的選擇只需要考慮其導(dǎo)熱性能，其他因素如化學(xué)穩(wěn)定性、價(jià)格等可以忽略不計(jì)17、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.70018、核技術(shù)在環(huán)境保護(hù)方面也有應(yīng)用，例如用于監(jiān)測大氣污染物和水污染。在監(jiān)測水中微量放射性物質(zhì)時(shí)，常用的方法是（）A.化學(xué)分析B.光譜分析C.放射性測量D.重量分析19、在核材料科學(xué)中，研究材料在輻射環(huán)境下的性能變化至關(guān)重要。假設(shè)一種金屬材料被用于核反應(yīng)堆內(nèi)部結(jié)構(gòu)，長期受到中子輻照。已知中子注量和材料的初始性能，經(jīng)過一段時(shí)間的輻照后，材料的力學(xué)性能可能會(huì)發(fā)生怎樣的改變？（）A.強(qiáng)度增加，韌性降低B.強(qiáng)度降低，韌性增加C.強(qiáng)度和韌性都增加D.強(qiáng)度和韌性都降低20、核反應(yīng)堆的冷卻系統(tǒng)故障可能導(dǎo)致嚴(yán)重后果。假設(shè)在一個(gè)核反應(yīng)堆中，冷卻劑泵突然停止工作，以下哪種應(yīng)急措施能夠最快地恢復(fù)冷卻劑的流動(dòng)，降低堆芯溫度？（）A.啟動(dòng)備用泵B.增加應(yīng)急冷卻劑注入C.調(diào)整反應(yīng)堆功率D.以上措施同時(shí)進(jìn)行21、核技術(shù)在工業(yè)領(lǐng)域有廣泛應(yīng)用，如無損檢測。某工廠使用X射線對金屬部件進(jìn)行探傷，以檢測內(nèi)部的缺陷。X射線穿透金屬時(shí)會(huì)發(fā)生衰減，衰減程度與金屬的厚度、密度和成分有關(guān)。已知一種特定的金屬部件，其厚度為20mm，密度為7.8g/cm3，使用一定強(qiáng)度的X射線進(jìn)行檢測。如果在探測器上接收到的X射線強(qiáng)度為初始強(qiáng)度的1/10，那么這種金屬材料對該X射線的線性衰減系數(shù)大約是多少？（）A.0.1/cmB.0.2/cmC.0.3/cmD.0.4/cm22、在核醫(yī)學(xué)中，放射性同位素被用于診斷和治療疾病。例如，碘-131常用于甲狀腺疾病的診斷和治療。使用放射性同位素進(jìn)行治療時(shí)，需要精確計(jì)算給藥劑量，以確保治療效果的同時(shí)減少副作用。如果給藥劑量過大，可能會(huì)導(dǎo)致：（）A.治療效果增強(qiáng)B.出現(xiàn)新的疾病C.對其他器官造成損傷D.以上都不是23、核技術(shù)在材料科學(xué)領(lǐng)域的應(yīng)用有助于開發(fā)新型材料和改進(jìn)材料性能。以下關(guān)于核技術(shù)在材料科學(xué)中的應(yīng)用，說法錯(cuò)誤的是：（）A.離子注入可以改變材料的表面性能，如硬度、耐磨性、導(dǎo)電性等B.輻照可以誘導(dǎo)材料發(fā)生相變和結(jié)構(gòu)變化，創(chuàng)造出新的材料特性C.核技術(shù)在材料科學(xué)中的應(yīng)用會(huì)導(dǎo)致材料產(chǎn)生放射性污染，限制了其應(yīng)用范圍D.利用核分析技術(shù)可以對材料的成分和結(jié)構(gòu)進(jìn)行精確分析24、核輻射的生物效應(yīng)不僅與輻射劑量有關(guān)，還與輻射的品質(zhì)有關(guān)。高傳能線密度輻射比低傳能線密度輻射對生物體的損傷更大。以下哪種輻射屬于高傳能線密度輻射：（）A.γ射線B.X射線C.阿爾法射線D.貝塔射線25、核科學(xué)中的蒙特卡羅方法常用于模擬粒子輸運(yùn)和核反應(yīng)過程。通過隨機(jī)抽樣和統(tǒng)計(jì)計(jì)算來獲取結(jié)果。在使用蒙特卡羅方法時(shí)，模擬的準(zhǔn)確性主要取決于：（）A.抽樣次數(shù)B.計(jì)算模型C.輸入?yún)?shù)D.以上都是二、簡答題（本大題共4個(gè)小題，共20分)1、（本題5分）詳細(xì)解釋核科學(xué)中的核反應(yīng)理論，包括核反應(yīng)的動(dòng)力學(xué)機(jī)制、反應(yīng)截面的理論計(jì)算、能量和動(dòng)量守恒等。討論核反應(yīng)理論在理解原子核反應(yīng)過程、開發(fā)新的核能技術(shù)和核天體物理研究中的作用。2、（本題5分）在核科學(xué)與技術(shù)中，核反應(yīng)堆的安全分析方法是保障反應(yīng)堆安全的重要工具。請全面闡述安全分析方法的種類和內(nèi)容，如確定論安全分析、概率論安全分析等。分析安全分析中考慮的事故工況和緩解措施，以及如何評估反應(yīng)堆在各種情況下的安全性。探討如何通過安全分析來指導(dǎo)反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)改進(jìn)和運(yùn)行管理，提高反應(yīng)堆的本質(zhì)安全水平。3、（本題5分）在核輻射防護(hù)中，個(gè)人劑量監(jiān)測是保障工作人員安全的重要手段。請?jiān)敿?xì)論述個(gè)人劑量監(jiān)測的方法和儀器，如熱釋光劑量計(jì)、膠片劑量計(jì)、電子個(gè)人劑量計(jì)等。分析不同監(jiān)測方法的優(yōu)缺點(diǎn)和適用范圍，探討如何建立有效的個(gè)人劑量監(jiān)測體系和管理機(jī)制。4、（本題5分）核科學(xué)與技術(shù)中的核安全文化建設(shè)是保障核事業(yè)健康發(fā)展的重要基礎(chǔ)。請?jiān)敿?xì)闡述核安全文化的內(nèi)涵和要素，如安全意識、責(zé)任擔(dān)當(dāng)、學(xué)習(xí)與改進(jìn)等。分析如何在組織和個(gè)人層面培育和強(qiáng)化核安全文化，以及核安全文化在預(yù)防事故和提升安全績效方面的作用。探討核安全文化的評估方法和指標(biāo)體系，以及如何通過教育培訓(xùn)和文化傳播推動(dòng)核安全文化的發(fā)展，并結(jié)合實(shí)際的核設(shè)施運(yùn)營單位說明核安全文化建設(shè)的實(shí)踐和成效。三、計(jì)算題（本大題共5個(gè)小題，共25分)1、（本題5分）在一個(gè)核反應(yīng)堆中，中子的擴(kuò)散長度為2cm，徙動(dòng)長度為5cm。計(jì)算中子的年齡，并分析年齡對中子在堆芯內(nèi)分布的影響。2、（本題5分）某核反應(yīng)堆的堆芯內(nèi)中子能譜分布如下：低能區(qū)（0-1eV）的份額為20%，中能區(qū)（1-100keV）的份額為50%，高能區(qū)（>100keV）的份額為30%。已知低能區(qū)、中能區(qū)和高能區(qū)的平均截面分別為50barn、10barn和5barn，計(jì)算堆芯的平均宏觀截面。3、（本題5分）某核電廠的核廢料處理系統(tǒng)，每天處理的放射性廢料體積為50m3，廢料的放射性活度為1×10^10Bq/m3。處理后的廢料放射性活度需降低到1×10^4Bq/m3，計(jì)算所需的衰變時(shí)間。4、（本題5分）一個(gè)核電廠的放射性廢物處理系統(tǒng)中，每天產(chǎn)生的放射性廢液體積為5m3，放射性活度濃度為10^6Bq/L。需要將廢液處理到放射性活度濃度低于100Bq/L才能排放。已知處理設(shè)備的去污因子為1000，計(jì)算需要處理的次數(shù)和處理后廢液的體積。同時(shí)，考慮處理過程中的放射性衰變，假設(shè)放射性核素的半衰期為10天。5、（本題5分）一座壓水堆核電站，堆芯熱功率為3000MW，燃料元件包殼外徑為9.5mm，包殼厚度為0.7mm，燃料芯塊直徑為8.192mm。冷卻劑入口溫度為280℃，出口溫度為320℃。假設(shè)燃料的平均熱導(dǎo)率為3W/(m·K)，計(jì)算燃料元件的線功率密度、冷卻劑的溫升以及燃料芯塊表面與冷卻劑之間的傳熱系數(shù)。四、論述題（本大題共3個(gè)小題，共30分)1、（本題10分）全面論述核科學(xué)技術(shù)在水文水資源研究中的應(yīng)用，如利用同位素示蹤技術(shù)研究地下水補(bǔ)給和排泄、評估水資源的可持續(xù)性。分析這些應(yīng)用的技術(shù)要點(diǎn)和數(shù)據(jù)解釋方法，探討如