學校________________班級____________姓名____________考場____________準考證號學校________________班級____________姓名____________考場____________準考證號…………密…………封…………線…………內(nèi)…………不…………要…………答…………題…………第1頁，共3頁北京體育職業(yè)學院

《核科學概論》2023-2024學年第二學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20個小題，每小題2分，共40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、在核反應堆材料研究中，燃料元件的性能直接關系到反應堆的運行安全和效率。對于一種新型的核燃料材料，要評估其在高溫、高輻照環(huán)境下的性能，需要進行以下哪些測試？（）A.熱導率測量B.輻照腫脹實驗C.高溫力學性能測試D.以上都是2、核輻射的生物效應不僅與輻射劑量有關，還與輻射的品質(zhì)有關。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3、核反應堆的熱功率是衡量其性能的重要指標。某反應堆的熱功率為1000MW，燃料的能量釋放效率為30%，計算每秒燃料釋放的總能量：（）A.3.33×10^9JB.3.33×10^10JC.3.33×10^11JD.3.33×10^12J4、在核反應堆的事故分析中，需要考慮各種可能的故障模式。假設一個反應堆發(fā)生冷卻劑喪失事故，以下關于事故后果的評估，哪一項是不正確的？（）A.堆芯可能因失去冷卻而溫度升高，導致燃料元件損壞B.可能會有放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中，造成環(huán)境污染C.只要應急響應及時，就不會對公眾健康產(chǎn)生任何影響D.事故的嚴重程度取決于反應堆的設計、運行狀況和應急措施的有效性5、核技術(shù)在環(huán)境保護中的應用逐漸受到關注。假設我們使用核分析技術(shù)來監(jiān)測大氣污染物，那么常見的核分析方法（如中子活化分析、質(zhì)子激發(fā)X射線熒光分析）有何特點？如何準確測量大氣中微量污染物的濃度？核技術(shù)在水污染治理和土壤修復方面又有哪些潛在的應用？（）A.方法各有優(yōu)劣，采用標準樣品，探索多種可能，遵循環(huán)保原則B.靈敏度高精準，建立檢測體系，具有一定前景，符合治理規(guī)范C.分析快速全面，優(yōu)化測量條件，存在技術(shù)挑戰(zhàn)，加強風險評估D.以上均不正確6、在核燃料后處理中，分離和回收有用的核素是重要的環(huán)節(jié)。例如，從乏燃料中回收鈾和钚可以提高資源利用率。后處理過程中，采用的化學分離方法需要具有高選擇性和高效率。以下哪種化學分離方法常用于核燃料后處理：（）A.溶劑萃取法B.離子交換法C.沉淀法D.蒸餾法7、核輻射防護是保障人員安全的重要措施。關于外照射防護的方法，以下哪項是不正確的？（）A.增加與輻射源的距離，可以顯著降低受照劑量，遵循距離平方反比定律B.縮短受照時間，減少在輻射場中的停留，可以有效減少輻射危害C.在輻射源和人員之間設置屏蔽物，如鉛板、混凝土等，可以阻擋輻射D.外照射防護主要依靠穿戴防護服，防護服的防護效果與材料厚度成正比8、核技術(shù)在工業(yè)領域有廣泛應用，如無損檢測。某工廠使用X射線對金屬部件進行探傷，以檢測內(nèi)部的缺陷。X射線穿透金屬時會發(fā)生衰減，衰減程度與金屬的厚度、密度和成分有關。已知一種特定的金屬部件，其厚度為20mm，密度為7.8g/cm3，使用一定強度的X射線進行檢測。如果在探測器上接收到的X射線強度為初始強度的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/cm9、核反應堆的堆芯結(jié)構(gòu)設計直接影響反應堆的性能和安全性。對于堆芯的燃料組件布置，以下哪項描述是不正確的？（）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)化冷卻劑的流動和傳熱，提高反應堆的熱效率C.燃料組件的形狀和尺寸可以根據(jù)反應堆的類型和功率大小進行調(diào)整D.為了提高反應堆的功率密度，燃料組件應該盡可能緊密地排列，減少空隙10、在核天體物理學中，研究恒星內(nèi)部的核反應過程有助于理解宇宙的演化。假設一顆恒星內(nèi)部正在進行氫核聚變反應生成氦，隨著反應的進行，恒星內(nèi)部的元素組成和能量釋放會發(fā)生變化。已知恒星的初始質(zhì)量和成分，如果恒星的質(zhì)量增大，其氫核聚變的速率會怎樣？（）A.加快B.減慢C.不變D.先加快后減慢11、核安全是核能利用的首要問題，包括反應堆的安全設計、運行管理和應急響應等方面。在核反應堆的安全系統(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12、在核反應堆冷卻劑系統(tǒng)中，管道的腐蝕是一個需要關注的問題。某管道材料在高溫高壓水環(huán)境中的腐蝕速率為0.1mm/年。若管道初始壁厚為10mm，設計壽命為30年，計算管道剩余的最小壁厚。A.7mmB.8mmC.9mmD.10mm13、核反應堆的堆芯結(jié)構(gòu)設計需要考慮多種因素，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燃料組件組成，每個組件包含若干根燃料棒。假設燃料棒的直徑為10毫米，組件的邊長為20厘米，采用正方形排列。計算一個燃料組件中大約可以布置多少根燃料棒？（）A.400B.500C.600D.70014、核輻射的生物效應不僅取決于輻射劑量，還與輻射的品質(zhì)有關。高LET（傳能線密度）輻射與低LET輻射相比，其生物效應（）A.較弱B.較強C.相同D.不確定15、在核反應堆的停堆過程中，需要采取一系列措施確保安全。以下哪種措施是為了防止停堆后余熱無法排出導致堆芯溫度過高？（）A.啟動應急冷卻系統(tǒng)B.插入全部控制棒C.關閉主泵D.以上都是16、在核材料科學中，研究材料在輻射環(huán)境下的性能變化十分重要。某金屬材料在受到高能中子輻照后，其強度和韌性發(fā)生了改變。假設初始強度為500MPa，韌性為100J/cm2，經(jīng)過一定劑量的輻照后，強度增加到600MPa，韌性降低到50J/cm2。計算輻照導致的強度增加百分比和韌性降低百分比。A.20%，50%B.20%，60%C.30%，50%D.30%，60%17、在核醫(yī)學診斷中，單光子發(fā)射計算機斷層成像（SPECT）和正電子發(fā)射斷層成像（PET）都有應用。與SPECT相比，PET的分辨率（）A.更高B.更低C.相同D.取決于具體情況18、核輻射在醫(yī)學成像中有著重要應用，如正電子發(fā)射斷層掃描（PET）。在PET檢查中，患者會被注射一種含有正電子放射性核素的藥物，這些核素在衰變時會發(fā)射正電子，與周圍的電子發(fā)生湮滅產(chǎn)生一對γ光子。探測器通過測量這對γ光子的方向和能量來重建體內(nèi)的代謝圖像。已知一種常用的正電子放射性核素的半衰期為2小時，如果患者在注射后1小時進行檢查，此時體內(nèi)放射性藥物的活度大約是初始活度的多少？（）A.1/2B.1/4C.3/4D.2/319、核反應堆的啟動過程需要嚴格控制，包括緩慢提升功率、監(jiān)測各項參數(shù)等。在啟動過程中，如果功率上升速度過快，可能會引發(fā)：（）A.燃料元件損壞B.冷卻劑沸騰C.控制棒失控D.以上都有可能20、在核反應堆的安全殼設計中，需要考慮多種極端工況下的防護能力。已知安全殼的結(jié)構(gòu)形式和材料特性，若要評估其在地震和飛機撞擊等事故下的可靠性，還需要進行以下哪種分析？（）A.有限元模擬B.概率風險評估C.實驗驗證D.以上都是二、簡答題（本大題共3個小題，共15分)1、（本題5分）在核科學與技術(shù)中，核材料的無損檢測技術(shù)具有重要地位。深入探討核材料無損檢測的方法和技術(shù)，如超聲檢測、射線檢測、渦流檢測等在核材料質(zhì)量評估、缺陷檢測和老化監(jiān)測中的應用。分析無損檢測技術(shù)在核環(huán)境下的特殊要求和挑戰(zhàn)，以及如何提高檢測的可靠性和效率。討論無損檢測技術(shù)的新發(fā)展和創(chuàng)新，以及如何與數(shù)字化和智能化技術(shù)相結(jié)合，并通過核材料無損檢測的實際案例說明其技術(shù)要點和應用效果。2、（本題5分）在核科學與技術(shù)領域，核輻射探測是一項關鍵技術(shù)。請全面論述不同類型的核輻射探測器（如氣體探測器、閃爍探測器、半導體探測器等）的工作原理和特點。分析它們在能量分辨率、探測效率、時間響應等方面的性能差異，并探討在不同應用場景（如核醫(yī)學、環(huán)境監(jiān)測、核反應堆控制等）中如何選擇合適的探測器以滿足特定的測量需求。3、（本題5分）闡述核反應堆中的燃料管理策略，包括燃料組件的換料方案、燃耗深度的控制、堆芯功率分布的優(yōu)化等。分析燃料管理對反應堆經(jīng)濟性、安全性和核燃料資源利用的影響，以及如何通過先進的計算方法和模擬技術(shù)進行燃料管理的優(yōu)化。三、計算題（本大題共5個小題，共25分)1、（本題5分）一個研究用的核反應堆，堆芯體積為0.5m3，平均中子通量為5×10^12n/(cm2·s)。燃料為鈾-235，其裂變截面為580barn。計算堆芯內(nèi)每秒發(fā)生的裂變反應數(shù)以及燃料的消耗率。2、（本題5分）某核反應堆的堆芯由正六邊形燃料組件組成，組件邊長為15cm。堆芯的等效直徑為3m，計算堆芯內(nèi)燃料組件的數(shù)目和堆芯的活性區(qū)面積。3、（本題5分）某核反應堆的燃料元件包殼材料為鋯-4合金，在運行過程中受到中子輻照。已知中子注量為1×10^22n/m2，鋯-4合金的中子損傷常數(shù)為1×10^-6dpa/(n/m2)，計算燃料元件包殼的輻照損傷劑量。4、（本題5分）一個核反應堆的堆芯在運行過程中會產(chǎn)生熱量，需要通過冷卻劑將熱量帶走。已知堆芯的體積為2m3，平均功率密度為100MW/m3，冷卻劑的入口溫度為280°C，出口溫度為320°C。冷卻劑的比熱容為4200J/(kg·K)，流量為1000kg/s。計算堆芯的總功率，以及冷卻劑在堆芯內(nèi)的溫升是否滿足設計要求。同時，分析堆芯內(nèi)的溫度分布情況，假設溫度分布符合高斯函數(shù)。5、（本題5分）某研究用的小型游泳池式反應堆，堆芯由均勻分布的燃料元件組成，堆芯體積為2m3，燃料元件的平均核子密度為10^28個/m3，熱中子利用系數(shù)為0.85，逃脫共振俘獲概率為0.88，快中子增殖因數(shù)為1.03。計算該反應堆的無限增殖因數(shù)，并分析如何通過調(diào)整堆芯參數(shù)來提高反應堆的安全性和經(jīng)濟性。四、論述題（本大題共2個小題