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，共3頁長(zhǎng)江職業(yè)學(xué)院

《核信息獲取與核電子學(xué)》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、核電廠的應(yīng)急電源系統(tǒng)在事故情況下保障重要設(shè)備的供電。某核電廠應(yīng)急電源的容量為1000kW，持續(xù)供電時(shí)間要求為4小時(shí)。若負(fù)載功率為500kW，計(jì)算應(yīng)急電源所需的儲(chǔ)能容量。A.2000kWhB.4000kWhC.6000kWhD.8000kWh2、在核科學(xué)研究中，經(jīng)常需要對(duì)原子核的結(jié)構(gòu)和性質(zhì)進(jìn)行探測(cè)。常用的探測(cè)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(cè)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、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(duì)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)4、在核聚變反應(yīng)堆中，等離子體的穩(wěn)定性是一個(gè)關(guān)鍵問題。假設(shè)等離子體受到某種外部干擾，導(dǎo)致其形狀發(fā)生變化。已知等離子體的物理參數(shù)和約束磁場(chǎng)的分布，如果要恢復(fù)等離子體的穩(wěn)定狀態(tài)，需要采取什么措施？（）A.調(diào)整磁場(chǎng)強(qiáng)度B.注入新的燃料C.排出部分等離子體D.停止加熱5、核醫(yī)學(xué)利用放射性同位素進(jìn)行診斷和治療。假設(shè)一位患者需要進(jìn)行甲狀腺功能檢查，醫(yī)生會(huì)選擇合適的放射性同位素。以下哪種放射性同位素常用于甲狀腺疾病的診斷？（）A.碘-131B.锝-99mC.鈷-60D.鐳-2266、在核醫(yī)學(xué)影像診斷中，正電子發(fā)射斷層掃描（PET）是一種先進(jìn)的技術(shù)。它利用放射性同位素標(biāo)記的化合物在體內(nèi)的分布來獲取生理和病理信息。與傳統(tǒng)的X射線成像相比，PET的主要優(yōu)勢(shì)在于：（）A.分辨率更高B.能反映功能代謝C.輻射劑量小D.檢查時(shí)間短7、核聚變反應(yīng)中，等離子體的約束是實(shí)現(xiàn)可控核聚變的關(guān)鍵技術(shù)之一。目前，主要的等離子體約束方法有磁約束和慣性約束。磁約束裝置的典型代表是（）A.托卡馬克B.激光點(diǎn)火裝置C.粒子加速器D.以上都不是8、放射性廢物的處理和處置是核工業(yè)面臨的重要挑戰(zhàn)。某核設(shè)施產(chǎn)生了一批低放射性廢物，其放射性活度為10^(6)Bq，主要包含短半衰期的同位素。如果采用近地表處置的方式，在經(jīng)過10個(gè)半衰期后，這批廢物的放射性活度大約降低到多少？（）A.100BqB.10BqC.1BqD.0.1Bq9、核科學(xué)中的核素衰變規(guī)律遵循一定的數(shù)學(xué)模型。假設(shè)一種放射性核素的半衰期為10天，以下關(guān)于其衰變過程的描述，哪一項(xiàng)是不準(zhǔn)確的？（）A.經(jīng)過20天，該核素的剩余量為初始量的四分之一B.衰變過程中，放射性活度隨時(shí)間呈指數(shù)下降C.無論初始量多少，經(jīng)過一個(gè)半衰期，剩余量都減少一半D.只要知道初始活度和經(jīng)過的時(shí)間，就可以精確計(jì)算出任何時(shí)刻的剩余活度，不受其他因素影響10、在核聚變研究中，等離子體診斷技術(shù)對(duì)于了解等離子體的狀態(tài)至關(guān)重要。已知等離子體的參數(shù)范圍和診斷目的，若要選擇有效的診斷手段，還需要考慮以下哪個(gè)因素？（）A.診斷設(shè)備的空間分辨率B.診斷信號(hào)的干擾和噪聲C.診斷系統(tǒng)的響應(yīng)時(shí)間D.以上都是11、在核廢物處理中，高放廢物的處置是一個(gè)極具挑戰(zhàn)性的問題。目前，深地質(zhì)處置被認(rèn)為是一種可行的方案。以下關(guān)于深地質(zhì)處置的描述，哪一項(xiàng)是正確的？深地質(zhì)處置庫需要位于地下幾百米甚至上千米處，以確保隔離效果；深地質(zhì)處置庫的建設(shè)成本較低；深地質(zhì)處置庫可以在短期內(nèi)回收廢物；還是深地質(zhì)處置庫不需要進(jìn)行長(zhǎng)期監(jiān)測(cè)？（）A.深地質(zhì)處置庫需要位于地下幾百米甚至上千米處，以確保隔離效果B.深地質(zhì)處置庫的建設(shè)成本較低C.深地質(zhì)處置庫可以在短期內(nèi)回收廢物D.深地質(zhì)處置庫不需要進(jìn)行長(zhǎng)期監(jiān)測(cè)12、對(duì)于核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行，冷卻劑的選擇和性能至關(guān)重要。假設(shè)一個(gè)壓水堆核電站，正在考慮冷卻劑的改進(jìn)方案。以下關(guān)于冷卻劑特性的影響因素，哪一項(xiàng)是不正確的？（）A.冷卻劑的比熱容越大，帶走反應(yīng)堆熱量的能力越強(qiáng)B.冷卻劑的導(dǎo)熱系數(shù)高，有利于熱量的快速傳遞C.冷卻劑的化學(xué)穩(wěn)定性對(duì)反應(yīng)堆材料的腐蝕影響較小，可以忽略不計(jì)D.冷卻劑的沸點(diǎn)和凝固點(diǎn)應(yīng)適應(yīng)反應(yīng)堆的運(yùn)行溫度范圍13、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(gè)壓水堆的燃料元件，以下關(guān)于傳熱過程的描述，哪一項(xiàng)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(duì)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(duì)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(huì)增加熱阻，降低傳熱效果14、核反應(yīng)堆的停堆過程同樣需要謹(jǐn)慎操作。假設(shè)一個(gè)正在運(yùn)行的反應(yīng)堆需要緊急停堆，以下關(guān)于停堆方法和后續(xù)處理的描述，哪一項(xiàng)是不正確的？（）A.迅速插入控制棒，使反應(yīng)堆快速進(jìn)入次臨界狀態(tài)B.停堆后，需要繼續(xù)監(jiān)測(cè)堆芯的溫度和壓力，防止余熱導(dǎo)致危險(xiǎn)C.緊急停堆后，反應(yīng)堆可以立即重新啟動(dòng)，恢復(fù)正常運(yùn)行D.停堆過程中，要確保冷卻劑系統(tǒng)正常運(yùn)行，帶走堆芯的余熱15、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(zhǎng)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16、在核反應(yīng)堆的控制系統(tǒng)中，需要精確地調(diào)節(jié)反應(yīng)堆的功率輸出。假設(shè)一個(gè)研究用的小型反應(yīng)堆，其控制系統(tǒng)采用了數(shù)字化技術(shù)。那么數(shù)字化控制系統(tǒng)的優(yōu)勢(shì)是什么？如何實(shí)現(xiàn)對(duì)反應(yīng)堆反應(yīng)性的精確控制？在應(yīng)對(duì)突發(fā)情況時(shí)，控制系統(tǒng)的應(yīng)急響應(yīng)機(jī)制是怎樣的？怎樣評(píng)估控制系統(tǒng)的可靠性和穩(wěn)定性？（）A.精度高、響應(yīng)快，基于反饋調(diào)節(jié)，具備自動(dòng)保護(hù)，通過測(cè)試和模擬驗(yàn)證B.操作簡(jiǎn)單、成本低，依靠前饋控制，有手動(dòng)干預(yù)，依據(jù)運(yùn)行數(shù)據(jù)評(píng)估C.功能強(qiáng)大、擴(kuò)展性好，運(yùn)用智能算法，設(shè)置緊急停機(jī)，根據(jù)故障概率判斷D.以上均不正確17、核聚變是未來能源的潛在解決方案之一。假設(shè)正在研究一種新型的核聚變裝置，核聚變反應(yīng)需要在極高的溫度和壓力下進(jìn)行，以實(shí)現(xiàn)原子核的融合。目前，實(shí)現(xiàn)可控核聚變面臨諸多挑戰(zhàn)。以下關(guān)于核聚變的描述，哪一項(xiàng)是錯(cuò)誤的？（）A.核聚變的燃料通常是氫的同位素，如氘和氚B.核聚變反應(yīng)產(chǎn)生的能量巨大，且產(chǎn)物相對(duì)清潔C.目前核聚變技術(shù)已經(jīng)能夠?qū)崿F(xiàn)大規(guī)模商業(yè)應(yīng)用D.實(shí)現(xiàn)可控核聚變需要解決等離子體的約束和穩(wěn)定等關(guān)鍵問題18、對(duì)于核反應(yīng)堆的安全殼設(shè)計(jì)，需要考慮多種事故工況。假設(shè)某核反應(yīng)堆發(fā)生大破口失水事故，安全殼內(nèi)壓力迅速升高。已知安全殼的設(shè)計(jì)壓力為0.5MPa，初始?jí)毫?.1MPa，事故后壓力在10秒內(nèi)達(dá)到0.4MPa。計(jì)算壓力的平均上升速率。A.0.03MPa/sB.0.04MPa/sC.0.05MPa/sD.0.06MPa/s19、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和來源。例如，利用碳-14測(cè)年法。已知文物的材質(zhì)和保存狀況，若要獲得準(zhǔn)確的測(cè)年結(jié)果，還需要考慮以下哪個(gè)因素？（）A.樣品的污染情況B.測(cè)量?jī)x器的校準(zhǔn)C.環(huán)境本底輻射的影響D.以上都是20、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)21、在核科學(xué)研究中，蒙特卡羅方法是一種常用的模擬計(jì)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(cuò)誤的是：（）A.可以用于模擬粒子輸運(yùn)過程，計(jì)算輻射劑量分布B.能夠預(yù)測(cè)核反應(yīng)的概率和產(chǎn)額C.蒙特卡羅方法計(jì)算結(jié)果準(zhǔn)確可靠，不需要與實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)進(jìn)行對(duì)比驗(yàn)證D.該方法在處理復(fù)雜幾何和物理問題時(shí)具有優(yōu)勢(shì)22、核反應(yīng)堆的堆芯結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)直接影響反應(yīng)堆的性能和安全性。對(duì)于堆芯的燃料組件布置，以下哪項(xiàng)描述是不正確的？（）A.燃料組件通常采用規(guī)則的陣列布置，以保證中子通量的均勻分布B.合理的燃料組件間距可以優(yōu)化冷卻劑的流動(dòng)和傳熱，提高反應(yīng)堆的熱效率C.燃料組件的形狀和尺寸可以根據(jù)反應(yīng)堆的類型和功率大小進(jìn)行調(diào)整D.為了提高反應(yīng)堆的功率密度，燃料組件應(yīng)該盡可能緊密地排列，減少空隙23、在核燃料循環(huán)中，鈾礦開采和鈾濃縮是重要環(huán)節(jié)。關(guān)于鈾礦開采和鈾濃縮的過程及特點(diǎn)，以下描述錯(cuò)誤的是：（）A.鈾礦開采通常需要采用地下開采或露天開采的方法，同時(shí)要注意輻射防護(hù)和環(huán)境保護(hù)B.鈾濃縮是提高鈾-235含量的過程，常用的方法有氣體擴(kuò)散法、離心法等C.鈾濃縮過程中，隨著鈾-235含量的提高，濃縮的難度和成本會(huì)逐漸降低D.鈾礦開采和鈾濃縮都需要嚴(yán)格遵守國(guó)際核不擴(kuò)散條約和相關(guān)法規(guī)24、核技術(shù)在工業(yè)無損檢測(cè)中有著重要的應(yīng)用。關(guān)于γ射線探傷，以下哪項(xiàng)描述是不準(zhǔn)確的？（）A.γ射線探傷利用γ射線穿透物體時(shí)的衰減差異，檢測(cè)物體內(nèi)部的缺陷B.γ射線源通常采用鈷-60或銥-192等放射性同位素，具有較強(qiáng)的穿透力C.γ射線探傷操作簡(jiǎn)單、檢測(cè)速度快，但對(duì)操作人員的防護(hù)要求較高D.γ射線探傷只能檢測(cè)金屬材料的缺陷，對(duì)于非金屬材料無法進(jìn)行檢測(cè)25、核聚變反應(yīng)中，實(shí)現(xiàn)等離子體的磁約束是關(guān)鍵技術(shù)之一。除了托卡馬克裝置，還有其他磁約束裝置，如仿星器。與托卡馬克裝置相比，仿星器的主要優(yōu)點(diǎn)是什么？（）A.磁場(chǎng)更穩(wěn)定B.結(jié)構(gòu)更簡(jiǎn)單C.等離子體約束性能更好D.建設(shè)和運(yùn)行成本更低二、簡(jiǎn)答題（本大題共4個(gè)小題，共20分)1、（本題5分）在核電廠的設(shè)計(jì)中，人因工程是一個(gè)不可忽視的方面。請(qǐng)全面論述人因工程在核電廠的控制室設(shè)計(jì)、操作流程優(yōu)化、人員培訓(xùn)等方面的應(yīng)用。分析人因失誤對(duì)核電廠安全運(yùn)行的潛在影響，探討如何通過人因工程的方法和原則來減少人為錯(cuò)誤，提高核電廠運(yùn)行的可靠性和安全性。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）在核科學(xué)與技術(shù)中，輻射探測(cè)與測(cè)量技術(shù)起著重要的作用。請(qǐng)?jiān)敿?xì)論述常見的輻射探測(cè)器，如氣體探測(cè)器、閃爍探測(cè)器、半導(dǎo)體探測(cè)器等的工作原理和性能特點(diǎn)。分析輻射測(cè)量的方法和誤差來源，以及如何進(jìn)行輻射劑量的校準(zhǔn)和修正。解釋如何根據(jù)不同的應(yīng)用需求選擇合適的輻射探測(cè)器和測(cè)量方法。4、（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）某核電廠的核燃料裝卸系統(tǒng)，每次裝卸燃料的時(shí)間為4小時(shí)，平均裝卸量為50根燃料組件。若要完成對(duì)整個(gè)堆芯燃料的更換，共需要裝卸800根燃料組件，計(jì)算完成燃料更換所需的總時(shí)間。2、（本題5分）某核反應(yīng)堆的控制棒采用硼不銹鋼材料，控制棒的直徑為10mm，長(zhǎng)度為3m。已知硼的吸收截面為750barn，熱中子通量為10^14n/(cm2·s)。計(jì)算控制棒的中子吸收反應(yīng)率，并探討控制棒的插入深度和速度對(duì)反應(yīng)堆反應(yīng)性控制的影響。3、（本題5分）在一個(gè)核燃料后處理工廠，需要從輻照后的燃料中提取钚。已知燃料中钚的初始含量為1kg，經(jīng)過一系列處理步驟后，最終得到的钚產(chǎn)品質(zhì)量為0.8kg。計(jì)算钚的回收率，并分析后處理過程中的關(guān)鍵技術(shù)和放射性廢物的產(chǎn)生與處理。4、（本題5分）某核反應(yīng)堆的燃料組件在運(yùn)行一段時(shí)間后，進(jìn)行燃耗分析。已知初始鈾-235的質(zhì)量為100kg，運(yùn)行一段時(shí)間后，剩余鈾-235的質(zhì)量為80kg，同時(shí)產(chǎn)生了一定量的裂變產(chǎn)物。計(jì)算燃料的燃耗值，并分析燃耗對(duì)燃料物理性能和反應(yīng)堆運(yùn)行的影響。5、（本題5分）某研究用的小型核反應(yīng)堆，堆芯活性區(qū)的半徑為50cm，高度為100cm，燃料為均勻分布的鈾-235。已知鈾-235的密度為19.1g/cm3，每次裂變平均釋放200MeV的能量。計(jì)算堆芯內(nèi)鈾-235的原子核數(shù)，并估算在功率穩(wěn)定在10MW的情況下，反應(yīng)堆每天的裂變次數(shù)。四、論述題（本大題共3個(gè)小題，共30分)1、（本題10分）詳細(xì)論述核安全文化的內(nèi)涵和重要性，包括安全意識(shí)、安全管理、人員培訓(xùn)等方面。分析如何在核工業(yè)領(lǐng)域培育和強(qiáng)化核