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《輻射劑量與防護(hù)》2023-2024學(xué)年第二學(xué)期期末試卷題號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、在核科學(xué)研究中，蒙特卡羅方法常用于模擬粒子輸運(yùn)過程。假設(shè)要模擬中子在復(fù)雜介質(zhì)中的散射和吸收，若要提高模擬結(jié)果的準(zhǔn)確性，還需要考慮以下哪個(gè)因素？（）A.隨機(jī)數(shù)的質(zhì)量B.模擬的粒子數(shù)量C.物理模型的準(zhǔn)確性D.以上都是2、在核醫(yī)學(xué)成像技術(shù)中，正電子發(fā)射斷層掃描（PET）是一種先進(jìn)的方法。PET成像的基礎(chǔ)是（）A.正電子與電子的湮滅產(chǎn)生的γ光子B.放射性核素在體內(nèi)的化學(xué)變化C.人體組織對放射性核素的吸收D.放射性核素的自發(fā)衰變3、在核反應(yīng)堆的熱工水力實(shí)驗(yàn)中，需要測量多種參數(shù)。假設(shè)我們在一個(gè)實(shí)驗(yàn)回路中測量冷卻劑的溫度、壓力和流量，那么應(yīng)該選擇什么樣的傳感器和測量儀器？如何保證測量數(shù)據(jù)的準(zhǔn)確性和實(shí)時(shí)性？對于實(shí)驗(yàn)中出現(xiàn)的異常數(shù)據(jù)，如何進(jìn)行判斷和處理？（）A.依據(jù)參數(shù)特性，校準(zhǔn)儀器設(shè)備，分析數(shù)據(jù)規(guī)律，排除干擾因素B.按照實(shí)驗(yàn)要求，定期維護(hù)儀器，對比歷史數(shù)據(jù)，考慮環(huán)境影響C.參考技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)，采用先進(jìn)傳感器，檢查測量線路，修正錯(cuò)誤數(shù)據(jù)D.以上均不正確4、在核醫(yī)學(xué)應(yīng)用中，放射性同位素被廣泛用于診斷和治療疾病。假設(shè)一種放射性同位素標(biāo)記的藥物被注入患者體內(nèi)，用于腫瘤的診斷。該同位素的半衰期為6小時(shí)，初始活度為100mCi。經(jīng)過18小時(shí)后，其剩余活度大約是多少？（）A.12.5mCiB.25mCiC.50mCiD.75mCi5、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，以下說法錯(cuò)誤的是：（）A.包括對設(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)格的測試和驗(yàn)收，確保反應(yīng)堆的安全性能6、在核反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)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(kuò)散和反應(yīng)過程較為復(fù)雜。通過建立中子輸運(yùn)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(huì)發(fā)生怎樣的變化？同時(shí)，對反應(yīng)堆的反應(yīng)性會(huì)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7、在核反應(yīng)堆安全分析中，需要考慮各種可能的事故工況。某沸水堆在運(yùn)行過程中，可能發(fā)生冷卻劑喪失事故（LOCA）。在這種情況下，反應(yīng)堆堆芯可能會(huì)暴露在空氣中，導(dǎo)致溫度急劇升高。為了緩解這種事故的后果，通常會(huì)采取應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）。假設(shè)在LOCA發(fā)生后，ECCS能夠在一定時(shí)間內(nèi)投入運(yùn)行，注入冷卻劑。如果注入的冷卻劑流量不足，堆芯溫度持續(xù)上升，可能會(huì)導(dǎo)致燃料元件的損壞甚至熔化。那么為了避免這種情況，ECCS的設(shè)計(jì)需要滿足哪些要求？（）A.足夠的冷卻劑流量和壓力B.快速響應(yīng)和可靠啟動(dòng)C.能夠適應(yīng)高溫高壓環(huán)境D.以上都是8、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、核輻射的類型包括α射線、β射線和γ射線等。α射線由氦原子核組成，β射線是電子流，γ射線是高能電磁波。在這三種射線中，穿透能力最強(qiáng)的是（）A.α射線B.β射線C.γ射線D.三者穿透能力相同10、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11、在核科學(xué)研究中，經(jīng)常使用中子活化分析技術(shù)來確定樣品中的元素成分和含量。已知樣品的性質(zhì)和中子源的特性，若要提高分析的精度，還需要優(yōu)化以下哪個(gè)環(huán)節(jié)？（）A.樣品的制備方法B.測量儀器的分辨率C.數(shù)據(jù)分析算法D.以上都是12、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13、在核輻射測量中，計(jì)數(shù)統(tǒng)計(jì)誤差會(huì)影響測量結(jié)果的準(zhǔn)確性。假設(shè)測量得到的計(jì)數(shù)為10000，要求相對誤差小于5%，則最少需要測量的計(jì)數(shù)次數(shù)約為多少？（）A.40000B.80000C.160000D.32000014、核反應(yīng)堆中的燃料元件在高溫高壓下工作，其性能會(huì)受到影響。一種燃料元件的熱導(dǎo)率為30W/(m·K)，厚度為1cm，兩側(cè)的溫差為500°C，計(jì)算通過該燃料元件的熱流密度：（）A.1.5×10?W/m2B.1.8×10?W/m2C.2.1×10?W/m2D.2.4×10?W/m215、在核物理實(shí)驗(yàn)中，探測器的能量分辨率是一個(gè)重要指標(biāo)，它反映了探測器區(qū)分不同能量粒子的能力。能量分辨率越高，探測器的性能越好。對于一個(gè)給定的探測器，其能量分辨率主要取決于：（）A.探測器材料B.電子學(xué)系統(tǒng)C.入射粒子能量D.以上都是16、核科學(xué)中的中子物理學(xué)研究中子與物質(zhì)的相互作用。對于中子的慢化和吸收過程，以下說法不正確的是：（）A.中子慢化通常使用輕水、重水、石墨等材料，通過彈性碰撞降低中子的能量B.中子的吸收截面與中子的能量和物質(zhì)的性質(zhì)有關(guān)，不同材料對中子的吸收能力差異很大C.中子在慢化過程中會(huì)不斷被吸收，最終達(dá)到熱平衡狀態(tài)D.中子的慢化和吸收過程對核反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)和運(yùn)行沒有影響，無需特別關(guān)注17、核科學(xué)中的輻射劑量學(xué)研究輻射對人體和生物體的影響。關(guān)于輻射劑量的概念和單位，以下說法不正確的是：（）A.吸收劑量表示單位質(zhì)量物質(zhì)吸收的輻射能量，單位是戈瑞（Gy）B.當(dāng)量劑量考慮了不同類型輻射的生物效應(yīng)差異，單位是希沃特（Sv）C.有效劑量是對人體受到的不同部位和不同類型輻射的綜合度量D.輻射劑量的大小與輻射的類型、能量、照射時(shí)間和照射部位無關(guān)18、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%19、核科學(xué)中的中子活化分析是一種靈敏的元素分析方法。某樣品經(jīng)過中子照射后，產(chǎn)生了一種放射性核素，其半衰期為5天，照射結(jié)束時(shí)的放射性活度為1000Bq。經(jīng)過15天后，該放射性核素的活度大約變?yōu)槎嗌伲浚ǎ〢.125BqB.250BqC.500BqD.750Bq20、核輻射劑量學(xué)中，當(dāng)量劑量是用于評估輻射對生物體危害程度的重要指標(biāo)。對于不同類型的輻射，其當(dāng)量劑量的計(jì)算需要考慮輻射權(quán)重因子。假設(shè)同時(shí)受到α射線和β射線的照射，α射線的輻射權(quán)重因子大于β射線，那么相同吸收劑量下，哪種射線造成的當(dāng)量劑量更大？（）A.α射線B.β射線C.一樣大D.無法確定二、簡答題（本大題共5個(gè)小題，共25分)1、（本題5分）詳細(xì)說明核反應(yīng)堆的安全分析方法和工具，如確定論安全分析（如事件樹、故障樹分析）和概率論安全分析（如概率風(fēng)險(xiǎn)評估）。分析這些方法在評估反應(yīng)堆潛在事故風(fēng)險(xiǎn)、制定安全措施和應(yīng)急預(yù)案方面的應(yīng)用和局限性，以及如何結(jié)合多種分析方法提高安全評估的全面性和準(zhǔn)確性。2、（本題5分）核反應(yīng)堆的多物理場耦合模擬是深入理解反應(yīng)堆運(yùn)行特性的重要手段。請全面論述多物理場耦合模擬所涉及的物理過程（如熱傳遞、流體流動(dòng)、中子物理等）和相應(yīng)的數(shù)學(xué)模型，分析模擬中面臨的數(shù)值求解困難和不確定性來源。探討多物理場耦合模擬在反應(yīng)堆設(shè)計(jì)優(yōu)化、事故分析和性能預(yù)測中的應(yīng)用和發(fā)展趨勢。3、（本題5分）詳細(xì)說明核技術(shù)在農(nóng)業(yè)領(lǐng)域的應(yīng)用，如輻射誘變育種、食品輻照保鮮、病蟲害防治等。分析這些應(yīng)用的原理、效果和安全性，以及如何在農(nóng)業(yè)生產(chǎn)中合理利用核技術(shù)并加強(qiáng)監(jiān)管。4、（本題5分）詳細(xì)說明核科學(xué)中的核衰變規(guī)律，包括放射性核素的衰變類型（如α衰變、β衰變、γ衰變）、衰變常數(shù)、半衰期等概念。分析核衰變規(guī)律在放射性核素的鑒定、放射性測量、核廢物管理等方面的應(yīng)用。5、（本題5分）深入探討核科學(xué)與技術(shù)中的核應(yīng)急管理，包括核事故的分類、應(yīng)急響應(yīng)計(jì)劃和措施。分析核應(yīng)急的組織架構(gòu)和職責(zé)分工，以及公眾溝通和信息發(fā)布的重要性。解釋如何進(jìn)行核應(yīng)急演練和培訓(xùn)，以提高應(yīng)對核事故的能力，舉例說明國內(nèi)外重大核事故中的應(yīng)急響應(yīng)和處理。三、計(jì)算題（本大題共5個(gè)小題，共25分)1、（本題5分）某核電廠的一回路壓力邊界，設(shè)計(jì)壓力為18MPa，材料的許用應(yīng)力為250MPa。假設(shè)壓力邊界為圓柱形，內(nèi)徑為2m，計(jì)算壓力邊界的最小壁厚。2、（本題5分）一個(gè)核反應(yīng)堆的燃料元件由鈾-235組成，富集度為5%。燃料元件的半徑為0.5cm，長度為10cm，熱中子通量為3.0×10^13n/(cm2·s)，鈾-235的微觀裂變截面為580×10^-24cm2。計(jì)算燃料元件的體積和熱功率。若反應(yīng)堆運(yùn)行500小時(shí)，求燃料元件的燃耗深度。3、（本題5分）一個(gè)快中子反應(yīng)堆，其燃料為PuO?和UO?的混合物，PuO?的質(zhì)量分?jǐn)?shù)為20%。已知Pu-239的裂變截面為750barn，U-235的裂變截面為580barn，快中子通量為10^15n/(cm2·s)。計(jì)算燃料的裂變反應(yīng)率，并探討快中子反應(yīng)堆在核燃料循環(huán)中的優(yōu)勢和面臨的挑戰(zhàn)。4、（本題5分）在一個(gè)核反應(yīng)堆中，冷卻劑為水，流量為7500kg/s，入口溫度為240℃，出口溫度為300℃。水的比熱容為4.2kJ/(kg·℃)，反應(yīng)堆的熱功率為1600MW，計(jì)算冷卻劑的溫升和循環(huán)倍率。假設(shè)冷卻劑在堆芯內(nèi)經(jīng)歷等壓加熱過程，求冷卻劑在堆芯內(nèi)吸收的熱量。5、（本題5分）一個(gè)沸水堆核電站，其反應(yīng)堆堆芯內(nèi)的水在運(yùn)行過程中會(huì)產(chǎn)生放射性物質(zhì)。已知水中氚的產(chǎn)生速率為10Ci/h，碘-131的產(chǎn)生速率為5Ci/h。計(jì)算運(yùn)行24小時(shí)后，水中氚和碘-131的活度。四、論述題（本大題共3個(gè)小題，共30分)1、（本題10分）深入探討核電廠的運(yùn)行與管理，包括反應(yīng)堆的啟動(dòng)、功率調(diào)節(jié)、停堆等操作流程。分析核電廠的運(yùn)行監(jiān)控系統(tǒng)、人員培訓(xùn)和資質(zhì)要求，以及運(yùn)行過程中的質(zhì)量保證和