安徽水利水電職業(yè)技術(shù)學(xué)院《核輻射測(cè)量方法》2023-2024學(xué)年第二學(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)安徽水利水電職業(yè)技術(shù)學(xué)院《核輻射測(cè)量方法》

2023-2024學(xué)年第二學(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1分，共20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、在核廢物的分類中，根據(jù)放射性水平和半衰期等特性，將其分為不同的級(jí)別。對(duì)于中低放廢物，以下哪種處理方法較為常用？（）A.近地表處置B.深地質(zhì)處置C.海洋傾倒D.太空發(fā)射2、在核輻射劑量學(xué)中，當(dāng)量劑量是一個(gè)重要的概念。關(guān)于當(dāng)量劑量的計(jì)算，以下哪項(xiàng)是不正確的？（）A.當(dāng)量劑量等于吸收劑量乘以輻射權(quán)重因子，用于考慮不同類型輻射的生物效應(yīng)差異B.輻射權(quán)重因子是根據(jù)輻射的種類和能量確定的，例如α粒子的輻射權(quán)重因子較大C.當(dāng)量劑量能夠準(zhǔn)確反映人體受到輻射后的損傷程度，是評(píng)估輻射危害的唯一指標(biāo)D.對(duì)于多種輻射同時(shí)存在的情況，需要分別計(jì)算每種輻射的當(dāng)量劑量，然后求和3、在核反應(yīng)堆安全分析中，需要考慮各種可能的事故工況。假設(shè)一個(gè)壓水堆在運(yùn)行過(guò)程中發(fā)生了冷卻劑喪失事故，導(dǎo)致堆芯溫度迅速上升。已知堆芯材料的熱物性參數(shù)和傳熱特性，如果不及時(shí)采取措施，堆芯可能會(huì)發(fā)生熔化，進(jìn)而導(dǎo)致放射性物質(zhì)泄漏。那么在這種情況下，首先應(yīng)該采取的應(yīng)急措施是什么？（）A.注入大量的冷水進(jìn)行降溫B.啟動(dòng)備用電源維持系統(tǒng)運(yùn)行C.關(guān)閉反應(yīng)堆的控制棒停止反應(yīng)D.排放堆芯內(nèi)的壓力4、在核反應(yīng)堆材料的選擇中，需要考慮材料的耐輻照性能、高溫強(qiáng)度等因素。對(duì)于反應(yīng)堆壓力容器，以下哪種材料通常被選用？（）A.不銹鋼B.鋁合金C.鋯合金D.碳鋼5、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.10006、在核安全法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)制定中，需要綜合考慮技術(shù)可行性和公眾接受度。假設(shè)一個(gè)新的核設(shè)施建設(shè)項(xiàng)目，已知其潛在的風(fēng)險(xiǎn)和可能的社會(huì)影響。制定相關(guān)法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)時(shí)，應(yīng)該著重考慮哪些方面？（）A.設(shè)施的安全性B.經(jīng)濟(jì)成本C.公眾的知情權(quán)D.以上都要考慮7、核反應(yīng)堆中的燃料元件在經(jīng)過(guò)一段時(shí)間的運(yùn)行后會(huì)產(chǎn)生裂變產(chǎn)物，這些裂變產(chǎn)物的放射性和毒性各不相同。假設(shè)某燃料元件運(yùn)行了一定時(shí)間后，產(chǎn)生了一種半衰期為20年的裂變產(chǎn)物，初始活度為10^(12)Bq。經(jīng)過(guò)60年后，該裂變產(chǎn)物的活度大約變?yōu)槎嗌?？（）A.1.25×10^(11)BqB.2.5×10^(11)BqC.5×10^(11)BqD.1×10^(12)Bq8、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.50MeV9、核反應(yīng)堆的堆芯功率分布不均勻會(huì)影響其安全性和性能。某反應(yīng)堆堆芯局部功率過(guò)高，可能導(dǎo)致燃料元件過(guò)熱和損壞。為了改善功率分布，通常采用調(diào)整控制棒位置、改變?nèi)剂辖M件布置等方法。如果堆芯的某一區(qū)域功率密度是平均功率密度的1.5倍，需要采取什么措施來(lái)降低該區(qū)域的功率？（）A.插入更多控制棒B.抽出部分控制棒C.更換該區(qū)域的燃料組件D.增加冷卻劑流量10、在核反應(yīng)堆的運(yùn)行管理中，定期進(jìn)行維護(hù)和檢修是保障安全的重要措施。關(guān)于反應(yīng)堆維護(hù)和檢修的內(nèi)容和周期，以下說(shuō)法錯(cuò)誤的是：（）A.包括對(duì)設(shè)備、管道、儀表等的檢查、維修和更換B.根據(jù)反應(yīng)堆的運(yùn)行時(shí)間、工況和設(shè)備狀況確定檢修周期C.維護(hù)和檢修工作可以在反應(yīng)堆運(yùn)行期間進(jìn)行，不會(huì)影響正常發(fā)電D.檢修后需要進(jìn)行嚴(yán)格的測(cè)試和驗(yàn)收，確保反應(yīng)堆的安全性能11、核技術(shù)在工業(yè)領(lǐng)域有廣泛應(yīng)用，如無(wú)損檢測(cè)。某工廠使用X射線對(duì)金屬部件進(jìn)行探傷，以檢測(cè)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(cè)。如果在探測(cè)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(duì)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/cm12、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)對(duì)于防止核事故至關(guān)重要。在壓水堆中，設(shè)置了多重安全屏障，包括燃料包殼、一回路壓力邊界、安全殼等。當(dāng)發(fā)生一回路管道破裂的事故時(shí)，以下哪個(gè)安全屏障首先發(fā)揮作用？（）A.燃料包殼B.一回路壓力邊界C.安全殼D.以上同時(shí)發(fā)揮作用13、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.0.9MPa14、在核聚變反應(yīng)堆中，等離子體的約束是關(guān)鍵問題之一。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15、在核輻射測(cè)量中，劑量當(dāng)量率是一個(gè)常用的指標(biāo)。關(guān)于劑量當(dāng)量率的含義和應(yīng)用，以下哪項(xiàng)是錯(cuò)誤的？（）A.劑量當(dāng)量率表示單位時(shí)間內(nèi)人體所接受的劑量當(dāng)量，單位通常為希沃特/小時(shí)（Sv/h）B.劑量當(dāng)量率可以用于實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)輻射場(chǎng)的強(qiáng)度變化，評(píng)估人員受照風(fēng)險(xiǎn)C.在輻射防護(hù)中，根據(jù)劑量當(dāng)量率的大小，可以確定相應(yīng)的防護(hù)措施和安全距離D.劑量當(dāng)量率只適用于γ射線和X射線的測(cè)量，對(duì)于其他類型的輻射無(wú)法進(jìn)行評(píng)估16、在核科學(xué)研究中，加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)（ADS）是一個(gè)重要的研究方向。ADS的主要特點(diǎn)是（）A.可以實(shí)現(xiàn)核廢料的嬗變B.運(yùn)行功率高C.建設(shè)成本低D.技術(shù)成熟，易于推廣17、核技術(shù)在食品安全檢測(cè)中也有應(yīng)用，例如檢測(cè)食品中的放射性污染和農(nóng)藥殘留。以下哪種檢測(cè)方法可以快速檢測(cè)出食品中的放射性物質(zhì)？（）A.氣相色譜法B.液相色譜法C.放射性測(cè)量?jī)xD.以上都不行18、核技術(shù)在工業(yè)領(lǐng)域有廣泛的應(yīng)用，如無(wú)損檢測(cè)、輻射加工等。在無(wú)損檢測(cè)中，利用γ射線檢測(cè)金屬部件內(nèi)部的缺陷，其依據(jù)是（）A.γ射線的穿透能力和不同物質(zhì)對(duì)γ射線的吸收差異B.γ射線的電離作用C.γ射線的熒光效應(yīng)D.γ射線的化學(xué)效應(yīng)19、核輻射防護(hù)是保障工作人員和公眾安全的關(guān)鍵。假設(shè)在一個(gè)核設(shè)施工作區(qū)域，存在γ射線輻射源，工作人員需要佩戴防護(hù)用具。已知γ射線的能量和輻射強(qiáng)度，以及防護(hù)用具的屏蔽材料和厚度。如果要將輻射劑量降低到安全限值以下，需要選擇什么樣的防護(hù)材料和厚度？（）A.高原子序數(shù)、較厚的材料B.低原子序數(shù)、較薄的材料C.高原子序數(shù)、較薄的材料D.低原子序數(shù)、較厚的材料20、在核輻射監(jiān)測(cè)中，個(gè)人劑量監(jiān)測(cè)是保障工作人員安全的重要措施。假設(shè)一位核設(shè)施工作人員需要佩戴個(gè)人劑量計(jì)，以下關(guān)于個(gè)人劑量計(jì)的選擇和使用的描述，哪一項(xiàng)是不正確的？（）A.個(gè)人劑量計(jì)的類型包括膠片劑量計(jì)、熱釋光劑量計(jì)和電子劑量計(jì)等B.劑量計(jì)應(yīng)佩戴在身體表面靠近輻射源的位置，以準(zhǔn)確測(cè)量劑量C.個(gè)人劑量計(jì)需要定期更換和校準(zhǔn)，以確保測(cè)量結(jié)果的準(zhǔn)確性D.工作人員可以根據(jù)自己的感覺和經(jīng)驗(yàn)判斷是否受到了過(guò)量輻射，而不必依賴個(gè)人劑量計(jì)二、簡(jiǎn)答題（本大題共5個(gè)小題，共25分)1、（本題5分）詳細(xì)說(shuō)明核科學(xué)中的核數(shù)據(jù)測(cè)量和評(píng)價(jià)，包括核反應(yīng)截面、能譜、放射性核素的半衰期等數(shù)據(jù)的測(cè)量技術(shù)和不確定度分析。討論核數(shù)據(jù)在核工程設(shè)計(jì)、核物理研究、輻射防護(hù)計(jì)算等方面的應(yīng)用，以及如何保證核數(shù)據(jù)的準(zhǔn)確性和可靠性。2、（本題5分）核技術(shù)在工業(yè)領(lǐng)域的應(yīng)用不斷拓展。請(qǐng)深入探討核技術(shù)在工業(yè)無(wú)損檢測(cè)、材料改性、輻照加工等方面的應(yīng)用原理和技術(shù)方法。分析這些應(yīng)用對(duì)提高工業(yè)產(chǎn)品質(zhì)量、改進(jìn)生產(chǎn)工藝和節(jié)約能源的作用。解釋在工業(yè)應(yīng)用中如何確保輻射安全和環(huán)境保護(hù)。3、（本題5分）闡述核反應(yīng)堆的余熱排出系統(tǒng)的設(shè)計(jì)和功能，包括正常運(yùn)行和事故工況下的余熱排出方式、設(shè)備配置和運(yùn)行策略。分析余熱排出系統(tǒng)對(duì)反應(yīng)堆安全的重要性，以及如何提高系統(tǒng)的可靠性和應(yīng)急響應(yīng)能力。4、（本題5分）闡述核技術(shù)在航天領(lǐng)域的應(yīng)用，如衛(wèi)星電源（如放射性同位素?zé)犭姲l(fā)生器）、輻射防護(hù)、太空探測(cè)中的粒子探測(cè)等。分析核技術(shù)在航天環(huán)境中的特殊性和挑戰(zhàn)，以及如何保障其安全可靠運(yùn)行。5、（本題5分）核科學(xué)與技術(shù)中的核材料研究具有重要意義。請(qǐng)?jiān)敿?xì)論述核材料的性能和特點(diǎn)，如燃料材料的耐輻照性能、結(jié)構(gòu)材料的高溫強(qiáng)度等。分析核材料的制備和加工技術(shù)，以及如何評(píng)估核材料的使用壽命和可靠性。解釋如何開展核材料的研發(fā)工作，以滿足先進(jìn)核反應(yīng)堆的發(fā)展需求。三、計(jì)算題（本大題共5個(gè)小題，共25分)1、（本題5分）某核電廠的蒸汽發(fā)生器中，產(chǎn)生的飽和蒸汽壓力為6MPa，溫度為275.6°C，蒸汽流量為100t/h。給水溫度為220°C，焓值分別為h飽=2780kJ/kg，h給=930kJ/kg。計(jì)算蒸汽發(fā)生器的熱功率，以及傳熱效率，假設(shè)傳熱系數(shù)為8000W/(m2·K)，傳熱面積為1000m2。2、（本題5分）某核電廠的安全殼設(shè)計(jì)，要求能夠承受內(nèi)部壓力為0.5MPa的事故工況。安全殼為球形，內(nèi)徑為40m，材料的許用應(yīng)力為200MPa。計(jì)算安全殼的壁厚，并分析安全殼在核電廠事故中的作用和防護(hù)要求。3、（本題5分）一個(gè)核反應(yīng)堆的反射層由石墨組成，厚度為50cm。熱中子在石墨中的擴(kuò)散系數(shù)為0.8cm，宏觀吸收截面為0.003cm^-1。計(jì)算熱中子在反射層中的擴(kuò)散長(zhǎng)度和逃脫共振幾率。4、（本題5分）某研究用反應(yīng)堆，其活性區(qū)由均勻分布的燃料元件組成，燃料元件為鈾-235，富集度為3.5%?；钚詤^(qū)的半徑為45cm，高度為90cm，熱中子通量為1.5×10^13n/(cm2·s)，鈾-235的微觀裂變截面為580×10^-24cm2。計(jì)算反應(yīng)堆的熱功率。若反應(yīng)堆運(yùn)行80天，求總共釋放的能量。5、（本題5分）一個(gè)壓水堆核電站，其一回路冷卻劑系統(tǒng)中硼酸的濃度為1000ppm。已知堆芯的熱功率為3000MW，硼酸的吸收截面為700barn。計(jì)算硼酸對(duì)中子的吸收速率，并分析硼酸濃度的變化對(duì)反應(yīng)堆反應(yīng)性的影響。四、論述題（本大題共3個(gè)小題，共30分)1、（本題10分）核科學(xué)與技術(shù)中的核材料輻照損傷研究對(duì)于核反應(yīng)堆的長(zhǎng)期安全運(yùn)行至關(guān)重要。請(qǐng)?jiān)敿?xì)闡述核材料在輻照環(huán)境下的微觀結(jié)構(gòu)變化、性能退化機(jī)制，如力學(xué)性能下降、腫脹、脆化等。分析如何通過(guò)材料設(shè)計(jì)和工藝改進(jìn)提高核材料的抗輻照性