站名：站名：年級專業(yè)：姓名：學(xué)號：凡年級專業(yè)、姓名、學(xué)號錯寫、漏寫或字跡不清者，成績按零分記?！堋狻€…………第1頁，共1頁廣東文理職業(yè)學(xué)院

《輻射防護課程設(shè)計》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個小題，每小題1分，共25分．在每小題給出的四個選項中，只有一項是符合題目要求的．）1、核技術(shù)在環(huán)境保護領(lǐng)域有一定的應(yīng)用前景。關(guān)于放射性同位素示蹤技術(shù)在水污染監(jiān)測中的應(yīng)用，以下哪項說法是不正確的？（）A.向水體中投放特定的放射性同位素標(biāo)記物，通過檢測其在水中的分布和遷移，可以了解水流運動和污染物擴散情況B.放射性同位素示蹤技術(shù)具有靈敏度高、檢測速度快等優(yōu)點，但也存在放射性污染的風(fēng)險C.選擇合適的放射性同位素標(biāo)記物應(yīng)考慮其半衰期、化學(xué)性質(zhì)和對環(huán)境的影響等因素D.放射性同位素示蹤技術(shù)只能用于實驗室研究，不能用于實際的水環(huán)境監(jiān)測和治理2、核反應(yīng)堆的冷卻系統(tǒng)中，水泵的性能對反應(yīng)堆的安全運行至關(guān)重要。某水泵的揚程為50m，流量為100m3/h，效率為80%，計算水泵的輸入功率：（）A.17.7kWB.22.1kWC.27.6kWD.33.3kW3、在核輻射監(jiān)測中，需要建立完善的監(jiān)測網(wǎng)絡(luò)和數(shù)據(jù)處理系統(tǒng)。假設(shè)在一個核設(shè)施周邊地區(qū)進行輻射監(jiān)測，已知監(jiān)測點的位置和測量儀器的精度，若要準(zhǔn)確評估輻射對環(huán)境的影響，還需要考慮以下哪個因素？（）A.氣象條件的變化B.當(dāng)?shù)氐娜丝诜植糃.土壤和植被的類型D.以上都是4、核安全是核能利用的首要問題，包括反應(yīng)堆的安全設(shè)計、運行管理和應(yīng)急響應(yīng)等方面。在核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)中，緊急停堆系統(tǒng)的作用是在異常情況下迅速停止反應(yīng)堆的運行。那么，觸發(fā)緊急停堆的條件通常包括：（）A.功率異常升高B.冷卻劑溫度過高C.壓力超過限值D.以上都是5、在核反應(yīng)堆的設(shè)計中，需要考慮堆芯的中子物理特性。某反應(yīng)堆堆芯采用了均勻混合的燃料和慢化劑，中子在其中的擴散和反應(yīng)過程較為復(fù)雜。通過建立中子輸運方程可以描述中子的行為。如果堆芯的尺寸增大，中子的泄漏率會發(fā)生怎樣的變化？同時，對反應(yīng)堆的反應(yīng)性會產(chǎn)生什么影響？（）A.泄漏率增加，反應(yīng)性降低B.泄漏率增加，反應(yīng)性升高C.泄漏率降低，反應(yīng)性降低D.泄漏率降低，反應(yīng)性升高6、核輻射防護是核科學(xué)領(lǐng)域的重要課題。對于不同類型的輻射，如α、β、γ射線，其防護方法各有不同。以下關(guān)于核輻射防護的描述，錯誤的是：（）A.α射線穿透力較弱，一張紙就能阻擋，但其電離能力強，進入體內(nèi)危害較大，所以要防止吸入或食入α放射性物質(zhì)B.β射線穿透力較強，需要用一定厚度的鋁板或有機玻璃來防護，避免直接接觸β放射性物質(zhì)C.γ射線穿透力極強，需要用厚重的鉛板或混凝土來進行屏蔽防護D.只要距離輻射源足夠遠，就無需采取任何防護措施，因為輻射會迅速衰減到安全水平7、核反應(yīng)堆的堆芯功率分布不均勻會影響其安全運行。已知某反應(yīng)堆堆芯中心區(qū)域的功率密度是邊緣區(qū)域的3倍，堆芯的平均功率密度為100W/cm3，堆芯的體積為10000cm3，計算中心區(qū)域的功率：（）A.1.5×10^6WB.2×10^6WC.2.5×10^6WD.3×10^6W8、在核反應(yīng)堆的熱工設(shè)計中，需要確定冷卻劑的流量和流速。假設(shè)一個反應(yīng)堆的熱功率已知，冷卻劑的進出口溫度也已確定，以下哪種方法可以計算出冷卻劑的流量？（）A.能量守恒定律B.動量守恒定律C.質(zhì)量守恒定律D.以上都需要9、在核反應(yīng)堆熱工水力分析中，需要研究冷卻劑的流動和傳熱特性。某壓水堆的燃料組件中，冷卻劑水在狹窄的通道內(nèi)流動，與燃料元件進行熱交換。水的流速、溫度和壓力分布會影響傳熱效果和反應(yīng)堆的安全性。假設(shè)冷卻劑水的入口溫度為300℃，經(jīng)過燃料組件后溫度升高到350℃，如果要保持燃料元件表面溫度不超過600℃，需要對冷卻劑的流速和流量進行怎樣的調(diào)整？（）A.提高流速和流量B.降低流速和流量C.保持流速不變，增加流量D.保持流量不變，提高流速10、核技術(shù)在考古學(xué)中的應(yīng)用可以幫助測定文物的年代。例如，通過測量碳-14的含量來確定有機物文物的年代。碳-14的半衰期約為5730年，如果一件文物中碳-14的含量是原始含量的四分之一，那么它的年代大約是：（）A.5730年B.11460年C.17190年D.22920年11、在核科學(xué)的發(fā)展歷程中，有許多重要的實驗和發(fā)現(xiàn)。關(guān)于核科學(xué)史上的重大事件，以下說法錯誤的是：（）A.盧瑟福的α粒子散射實驗揭示了原子的核式結(jié)構(gòu)B.費米領(lǐng)導(dǎo)的芝加哥一號反應(yīng)堆實現(xiàn)了可控核裂變，開啟了核能利用的新時代C.查德威克發(fā)現(xiàn)中子，為理解原子核的結(jié)構(gòu)和核反應(yīng)提供了重要基礎(chǔ)D.核科學(xué)的發(fā)展一直一帆風(fēng)順，沒有遇到過任何挫折和挑戰(zhàn)12、核科學(xué)中的核反應(yīng)截面是描述反應(yīng)發(fā)生概率的重要參數(shù)。假設(shè)一個中子誘發(fā)的核反應(yīng)，以下關(guān)于核反應(yīng)截面的特點和影響因素的描述，哪一項是不正確的？（）A.反應(yīng)截面的大小與中子的能量和靶核的性質(zhì)有關(guān)B.對于特定的反應(yīng)，反應(yīng)截面通常是一個固定值，不受外界條件影響C.低能中子與重核的反應(yīng)截面可能較大，而高能中子與輕核的反應(yīng)截面相對較小D.溫度和壓力等環(huán)境條件可能會對核反應(yīng)截面產(chǎn)生微小的影響13、核技術(shù)在反恐和安檢領(lǐng)域發(fā)揮著重要作用，如放射性物質(zhì)檢測和爆炸物檢測。以下關(guān)于核技術(shù)在反恐和安檢中的應(yīng)用，說法錯誤的是：（）A.利用伽馬射線或中子探測技術(shù)可以檢測隱藏的放射性物質(zhì)B.基于核分析方法可以識別爆炸物的成分和結(jié)構(gòu)C.核技術(shù)在反恐和安檢中的應(yīng)用可能會對人員造成輻射傷害，應(yīng)謹慎使用D.傳統(tǒng)的安檢方法完全可以替代核技術(shù)，核技術(shù)在這方面沒有優(yōu)勢14、核技術(shù)在工業(yè)領(lǐng)域有廣泛的應(yīng)用，如無損檢測、輻射加工等。在無損檢測中，利用γ射線檢測金屬部件內(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)15、在核反應(yīng)堆物理中，中子與原子核的相互作用是非常重要的過程。假設(shè)一個熱中子反應(yīng)堆，其中中子的能量分布符合麥克斯韋分布。當(dāng)中子與鈾-235原子核發(fā)生散射時，以下關(guān)于散射過程的描述，哪一項是不準(zhǔn)確的？（）A.可以發(fā)生彈性散射，中子能量降低但數(shù)量不變B.可能發(fā)生非彈性散射，原子核被激發(fā)，中子能量顯著減少C.散射過程中，中子有可能被鈾-235原子核吸收，引發(fā)核裂變D.中子與鈾-235原子核的散射總是導(dǎo)致中子完全消失，不再參與后續(xù)反應(yīng)16、在核科學(xué)研究中，使用同步輻射光源可以進行多種實驗。已知實驗的目的和樣品的特性，若要選擇合適的同步輻射光束線和實驗站，還需要考慮以下哪個因素？（）A.光源的亮度和能量分辨率B.實驗站的設(shè)備配置C.實驗人員的操作經(jīng)驗D.以上都是17、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)是保障其安全運行的關(guān)鍵。關(guān)于核反應(yīng)堆安全系統(tǒng)的組成和功能，以下說法錯誤的是：（）A.緊急停堆系統(tǒng)能夠在緊急情況下迅速停止反應(yīng)堆的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，防止事故進一步惡化B.余熱排出系統(tǒng)用于在反應(yīng)堆停堆后排出剩余熱量，防止堆芯過熱C.安全殼是最后一道屏障，能夠防止放射性物質(zhì)泄漏到環(huán)境中D.核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)一旦建成，就無需進行維護和更新，可以長期可靠運行18、在核反應(yīng)堆熱工水力分析中，燃料元件的傳熱特性至關(guān)重要。假設(shè)一個壓水堆的燃料元件，以下關(guān)于傳熱過程的描述，哪一項是不準(zhǔn)確的？（）A.燃料元件內(nèi)的熱量主要通過熱傳導(dǎo)傳遞到表面B.冷卻劑在燃料元件表面的對流換熱系數(shù)決定了熱量的傳出效率C.燃料元件的形狀和尺寸對傳熱性能沒有明顯影響D.燃料元件表面的污垢和氧化層會增加熱阻，降低傳熱效果19、在核反應(yīng)堆中，控制棒的作用至關(guān)重要。已知某壓水堆在運行過程中，需要通過控制棒來調(diào)節(jié)反應(yīng)性。控制棒通常由具有強吸收中子能力的材料制成，如硼或鎘。當(dāng)控制棒完全插入堆芯時，能夠顯著降低中子通量，從而實現(xiàn)停堆。假設(shè)該反應(yīng)堆的初始功率為1000MW，在控制棒逐步插入的過程中，反應(yīng)堆功率逐漸下降。如果控制棒插入一半時，反應(yīng)堆功率下降到800MW，那么當(dāng)控制棒全部插入時，反應(yīng)堆功率大約會降低到多少？（）A.500MWB.300MWC.200MWD.100MW20、核技術(shù)在材料科學(xué)中的應(yīng)用可以改善材料的性能。假設(shè)使用離子注入技術(shù)對金屬材料進行改性，以下關(guān)于離子注入效果的描述，哪一項是不正確的？（）A.可以改變材料的表面硬度和耐磨性B.能夠引入新的元素，形成特殊的合金相C.離子注入對材料的微觀結(jié)構(gòu)沒有影響D.可以提高材料的抗腐蝕性能21、在核反應(yīng)堆物理中，中子的行為和反應(yīng)對反應(yīng)堆的性能有重要影響。假設(shè)一個研究中的反應(yīng)堆堆芯，中子與原子核的相互作用包括散射、吸收和裂變等。以下關(guān)于中子行為的描述，哪一項是不準(zhǔn)確的？（）A.慢中子更容易引發(fā)核裂變反應(yīng)，因此反應(yīng)堆中通常會使用慢化劑來降低中子能量B.中子的散射過程會改變其運動方向和能量，對反應(yīng)堆的中子通量分布產(chǎn)生影響C.中子的吸收反應(yīng)會減少中子數(shù)量，但有些吸收反應(yīng)會產(chǎn)生新的易裂變核素D.中子在反應(yīng)堆內(nèi)的平均自由程與堆芯材料的密度無關(guān)22、核技術(shù)在材料科學(xué)領(lǐng)域的應(yīng)用包括輻射改性、離子注入等。離子注入可以改變材料的表面性能，以下哪種性能可以通過離子注入得到改善？（）A.硬度B.導(dǎo)電性C.耐腐蝕性D.以上都是23、核技術(shù)在醫(yī)學(xué)影像診斷中的應(yīng)用越來越廣泛，例如正電子發(fā)射斷層掃描（PET）。假設(shè)對一位患者進行PET檢查，以下關(guān)于PET原理和優(yōu)勢的描述，哪一項是不正確的？（）A.通過探測正電子與電子湮滅產(chǎn)生的γ光子對，獲取體內(nèi)代謝信息B.PET能夠提供高分辨率的解剖結(jié)構(gòu)圖像，比傳統(tǒng)X射線更清晰C.可以用于腫瘤的早期診斷和治療效果評估D.需要使用放射性藥物標(biāo)記特定的生物分子，注入體內(nèi)進行成像24、在核輻射防護中，個人劑量監(jiān)測是保障工作人員安全的重要措施。假設(shè)一位核設(shè)施工作人員佩戴了個人劑量計，以下關(guān)于劑量計使用和解讀的描述，哪一項是不正確的？（）A.個人劑量計可以實時顯示接受到的輻射劑量B.定期將劑量計送檢，讀取和分析累積劑量C.根據(jù)劑量監(jiān)測結(jié)果，評估工作人員的受照情況，并采取相應(yīng)防護措施D.不同類型的個人劑量計適用于不同的輻射場和能量范圍25、在核科學(xué)研究中，蒙特卡羅方法是一種常用的模擬計算方法。關(guān)于蒙特卡羅方法在核科學(xué)中的應(yīng)用，以下說法錯誤的是：（）A.可以用于模擬粒子輸運過程，計算輻射劑量分布B.能夠預(yù)測核反應(yīng)的概率和產(chǎn)額C.蒙特卡羅方法計算結(jié)果準(zhǔn)確可靠，不需要與實驗數(shù)據(jù)進行對比驗證D.該方法在處理復(fù)雜幾何和物理問題時具有優(yōu)勢二、簡答題（本大題共4個小題，共20分)1、（本題5分）核技術(shù)在工業(yè)生產(chǎn)過程控制中的應(yīng)用可以提高生產(chǎn)效率和產(chǎn)品質(zhì)量。請深入探討核技術(shù)如核輻射測量儀表、工業(yè)射線探傷等在流量測量、物位測量、成分分析、質(zhì)量檢測等方面的應(yīng)用原理和技術(shù)。分析這些應(yīng)用在不同工業(yè)領(lǐng)域的實例和效果。解釋如何根據(jù)工業(yè)生產(chǎn)的需求選擇合適的核技術(shù)應(yīng)用方案，并確保其安全可靠運行。2、（本題5分）詳細解釋核科學(xué)中的核材料科學(xué)，包括核燃料材料（如鈾、钚、釷等）的性能和制備、結(jié)構(gòu)材料（如鋯合金、不銹鋼等）在輻照環(huán)境下的行為、核材料的腐蝕和防護。討論核材料科學(xué)在核能發(fā)展中的關(guān)鍵作用和研究熱點。3、（本題5分）核聚變作為一種潛在的未來能源，具有巨大的發(fā)展前景。請全面論述核聚變的基本原理和實現(xiàn)方式，如磁約束核聚變（托卡馬克裝置）和慣性約束核聚變。分析核聚變反應(yīng)的條件和挑戰(zhàn)，包括高溫、高密度、長時間約束等，探討核聚變研究的最新進展和未來發(fā)展方向，以及在實現(xiàn)核聚變能源商業(yè)化應(yīng)用方面所面臨的關(guān)鍵技術(shù)和工程問題。4、（本題5分）全面論述核科學(xué)與技術(shù)中的核技術(shù)在材料表面改性中的應(yīng)用，如離子注入、等離子體表面處理等。分析這些技術(shù)對材料表面性能（如硬度、耐磨性、耐腐蝕性）的改善機制。解釋如何選擇合適的核技術(shù)方法進行材料表面改性，舉例說明在航空航天、汽車工業(yè)中的應(yīng)用。三、計算題（本大題共5個小題，共25分)1、（本題5分）某核電廠的反應(yīng)堆堆芯由140個燃料組件組成，每個燃料組件的尺寸為18cm×18cm×380cm。堆芯的活性區(qū)高度為280cm，計算堆芯的體積和燃料的裝載量。若燃料的平均密度為9.5g/cm3，求堆芯的質(zhì)量。2、（本題5分）一個核反應(yīng)堆的控制棒由硼-10制成，硼-10的熱中子吸收截面為3800×10^-24cm2。控制棒的直徑為2cm，長度為150cm，熱中子通量為2.5×10^13n/(cm2·s)，計算控制棒每秒吸收的熱中子數(shù)和吸收的功率。若要使反應(yīng)堆的反應(yīng)性降低0.005，需要插入多少根這樣的控制棒？3、（本題5分）某核電廠的蒸汽發(fā)生器，二次側(cè)蒸汽的壓力為5MPa，溫度為260℃，流量為800t/h。計算蒸汽發(fā)生器的熱功率。若一回路冷卻劑的入口溫度為300℃，出口溫度為270℃，流量為1000t/h，計算一回路冷卻劑在蒸汽發(fā)生器中釋放的熱量和傳熱效率。4、（本題5分）某核電廠的核反應(yīng)