陕西职业技术学院《核分析技术》2023-2024学年第二学期期末试卷

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《核分析技术》2023-2024学年第二学期期末试卷题号一二三四总分得分批阅人一、单选题（本大题共20个小题，每小题1分，共20分．在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的．）1、核技术在工业领域有广泛的应用，如无损检测、辐射加工等。在无损检测中，利用γ射线检测金属部件内部的缺陷，其依据是（）A.γ射线的穿透能力和不同物质对γ射线的吸收差异B.γ射线的电离作用C.γ射线的荧光效应D.γ射线的化学效应2、核科学中的核素衰变规律遵循一定的数学模型。假设一种放射性核素的半衰期为10天，以下关于其衰变过程的描述，哪一项是不准确的？（）A.经过20天，该核素的剩余量为初始量的四分之一B.衰变过程中，放射性活度随时间呈指数下降C.无论初始量多少，经过一个半衰期，剩余量都减少一半D.只要知道初始活度和经过的时间，就可以精确计算出任何时刻的剩余活度，不受其他因素影响3、核反应堆的热功率是衡量其性能的重要指标。某反应堆的热功率为1000MW，燃料的能量释放效率为30%，计算每秒燃料释放的总能量：（）A.3.33×10^9JB.3.33×10^10JC.3.33×10^11JD.3.33×10^12J4、在核反应中，链式反应是核能利用的关键。对于可控链式反应，以下哪项说法是错误的？（）A.通过控制反应堆中的中子吸收材料的数量，可以调节反应的速率B.反应堆中的控制棒通常由具有强中子吸收能力的材料制成，如硼、镉等C.可控链式反应能够持续稳定地释放能量，并且可以在需要时迅速停止D.一旦链式反应开始，就无法对其进行控制，只能任由反应进行下去5、核反应堆的燃料循环包括铀矿开采、燃料加工、反应堆运行和乏燃料处理等环节。在考虑核燃料的可持续性时，除了资源的储量，还需要关注以下哪个因素？（）A.燃料的利用率B.再生燃料的开发C.国际核不扩散政策D.以上都是6、核反应堆的燃料管理策略对于反应堆的运行经济性和安全性有重要影响。某压水堆采用分批换料策略，每次更换1/3的燃料组件。若反应堆初始装载的燃料富集度为3%，经过一个循环后，剩余燃料的富集度约为多少？（）A.1%B.1.5%C.2%D.2.5%7、核反应堆的堆芯结构设计需要考虑众多因素。某快中子反应堆堆芯，燃料组件采用六边形排列，组件间距为10cm。若堆芯直径为3m，计算堆芯内燃料组件的数量大约是多少？（）A.200个B.300个C.400个D.500个8、对于核反应堆的控制，控制棒的作用至关重要。已知反应堆的功率变化需求和反应性变化情况，若要通过控制棒的动作实现精确控制，还需要考虑以下哪个因素？（）A.控制棒的材料特性B.控制棒的插入速度C.堆芯的功率分布D.以上都是9、在核反应堆的燃料管理中，需要合理安排燃料的装载和换料方案。某压水堆采用1/3换料方案，即每次换料更换1/3的燃料组件。如果反应堆运行一个周期后，燃料的燃耗深度达到30000MWd/t，新燃料的初始富集度为3%，那么经过三个运行周期后，燃料的平均富集度大约是多少？（）A.1.5%B.1.8%C.2.0%D.2.2%10、在核反应堆的安全壳设计中，需要考虑多种极端工况下的防护能力。已知安全壳的结构形式和材料特性，若要评估其在地震和飞机撞击等事故下的可靠性，还需要进行以下哪种分析？（）A.有限元模拟B.概率风险评估C.实验验证D.以上都是11、在核反应堆材料的选择中，需要考虑材料的耐辐照性能、高温强度等因素。对于反应堆压力容器，以下哪种材料通常被选用？（）A.不锈钢B.铝合金C.锆合金D.碳钢12、在核废物处理中，高放废物的处置是一个极具挑战性的问题。目前，深地质处置被认为是一种可行的方案。以下关于深地质处置的描述，哪一项是正确的？深地质处置库需要位于地下几百米甚至上千米处，以确保隔离效果；深地质处置库的建设成本较低；深地质处置库可以在短期内回收废物；还是深地质处置库不需要进行长期监测？（）A.深地质处置库需要位于地下几百米甚至上千米处，以确保隔离效果B.深地质处置库的建设成本较低C.深地质处置库可以在短期内回收废物D.深地质处置库不需要进行长期监测13、在核医学治疗中，放射性药物的靶向性至关重要。某放射性药物旨在针对肿瘤细胞进行治疗，需要通过特定的载体将放射性核素输送到肿瘤部位。如果载体的特异性不强，可能会导致放射性药物在正常组织中分布，引起副作用。为了提高药物的靶向性，需要对载体进行哪些改进？（）A.优化分子结构B.增加识别基团C.改善药代动力学性质D.以上都是14、在核反应堆热工水力学分析中，冷却剂的流动和传热特性是关键因素。考虑一个沸水堆，其燃料元件产生大量的热量，需要由冷却剂及时带走。冷却剂在流经堆芯时会发生沸腾相变，从而提高传热效率。假设冷却剂入口温度为200℃，出口温度为280℃，流量为1000kg/s，比热容为4200J/(kg·℃)。计算冷却剂带走的热量功率约为多少兆瓦？（）A.320B.360C.400D.44015、在核聚变研究中，磁约束和惯性约束是两种主要的途径。假设一个惯性约束核聚变实验装置，已知激光的能量、脉冲宽度和靶丸的参数。如果要提高核聚变的能量输出，应该优化哪个参数？（）A.激光能量B.脉冲宽度C.靶丸材料D.靶丸尺寸16、核反应堆的热工水力分析是确保反应堆安全运行的重要环节。关于冷却剂在堆芯内的流动和传热，以下哪项说法是错误的？（）A.冷却剂的流速和流量分布会影响堆芯的传热性能和温度分布B.堆芯内的复杂几何结构和流动阻力会导致冷却剂的流动不均匀C.提高冷却剂的温度可以增加反应堆的输出功率，但也会增加传热风险D.冷却剂在堆芯内的流动始终是层流状态，不会出现湍流17、核技术在材料科学中的应用不断拓展，例如离子注入技术可以改变材料的表面性能。已知材料的种类和需要改善的性能指标，若要确定离子注入的能量和剂量，还需要考虑以下哪个因素？（）A.材料的晶体结构B.注入离子的种类C.注入后的退火处理条件D.以上都是18、核反应堆的堆芯功率分布不均匀会影响其安全运行。已知某反应堆堆芯中心区域的功率密度是边缘区域的3倍，堆芯的平均功率密度为100W/cm³，堆芯的体积为10000cm³，计算中心区域的功率：（）A.1.5×10^6WB.2×10^6WC.2.5×10^6WD.3×10^6W19、核反应堆热工水力学研究反应堆内的热量传递和流体流动。假设一个沸水堆，冷却剂在堆芯内沸腾产生蒸汽。已知堆芯的功率分布、冷却剂流量和通道几何形状，如果冷却剂流量降低，堆芯内的热点温度会如何变化？（）A.升高B.降低C.不变D.先降低后升高20、核反应堆的退役是核设施生命周期的最后阶段，需要进行去污、拆除等工作。退役过程中，需要评估放射性残留水平，制定合理的退役方案。如果退役方案不合理，可能会导致：（）A.退役成本增加B.工作人员受照剂量超标C.放射性废物产生量增加D.以上都有可能二、简答题（本大题共5个小题，共25分)1、（本题5分）阐述核辐射的种类（如α射线、β射线、γ射线等）及其特性，包括它们的穿透能力、电离能力和对生物体的潜在危害。分析在不同的应用场景（如医疗、工业、科研等）中，如何有效地防护核辐射，包括防护材料的选择、防护设施的设计和个人防护装备的使用。2、（本题5分）详细分析核科学与技术中的核反应堆堆芯物理计算方法，包括扩散理论、输运理论、蒙特卡罗方法等在堆芯分析中的应用。解释堆芯物理计算的目的和主要参数，如功率分布、反应性等。分析计算方法的精度和效率，以及在反应堆设计优化中的作用，举例说明在新型反应堆堆芯设计中的应用。3、（本题5分）核技术在医学影像诊断中有着广泛的应用，如正电子发射断层扫描（PET）、单光子发射计算机断层扫描（SPECT）等。请详细论述这些技术的原理和特点，分析其在疾病诊断中的优势和局限性。探讨如何提高医学核影像的分辨率和准确性，以及如何降低患者接受的辐射剂量。4、（本题5分）在核科学与技术中，核反应堆的热工水力实验研究是重要的研究手段。请全面阐述热工水力实验的目的、内容和方法，如流动可视化实验、传热实验、临界热流密度实验等。分析实验数据的处理和分析方法，以及如何将实验结果应用于反应堆的设计和安全分析。探讨如何通过实验研究来验证和改进理论模型和计算方法。5、（本题5分）全面论述核科学与技术中的核反应堆材料的辐照损伤，包括辐照导致的材料性能变化（如硬度增加、脆化等）。分析辐照损伤的机制和影响因素，如辐照剂量、温度等。解释如何评估和缓解核反应堆材料的辐照损伤，以保证反应堆的长期安全运行，举例说明新型抗辐照材料的研究进展。三、计算题（本大题共5个小题，共25分)1、（本题5分）在一个核燃料循环的研究中，考虑铀矿开采到核废料处理的全过程。已知铀矿的品位为0.1%，开采成本为100美元/吨，燃料加工成本为200美元/kgU，核废料处理成本为500美元/kgU。计算单位能量输出的总成本，并分析如何通过优化燃料循环来降低成本和减少环境影响。2、（本题5分）一个核反应堆的燃料元件由铀-235组成，富集度为4.5%。燃料元件的半径为0.45cm，长度为9cm，热中子通量为2.5×10^13n/(cm²·s)，铀-235的微观裂变截面为580×10^-24cm²。计算燃料元件的体积和热功率。若反应堆运行450小时，求燃料元件的燃耗深度。3、（本题5分）一个压水堆核电厂的蒸汽发生器，传热管内径为16mm，壁厚为2mm，材料为Inconel690。蒸汽发生器的工作压力为7MPa，温度为300°C。计算传热管的承压能力和热应力，并分析在运行过程中如何防止传热管的破裂和泄漏。4、（本题5分）一个研究用的加速器驱动次临界系统，加速器提供的质子束流强度为1mA，质子能量为1GeV。靶材料为铅，每次质子与靶核作用产生的中子数为20个。计算中子源的强度。5、（本题5分）某核反应堆的堆芯采用正方形栅格排列的燃料元件，栅格间距为20mm，燃料元件为圆柱形，直径为15mm。堆芯的边长为2m，燃料的富集度为3.2%，平均热中子通量为1.6×10^14n/(cm²·s)，燃料的密度为10.2g/cm³。计算堆芯内燃料元件的数量，以及单位时间内堆芯的裂变能产生速率。同时，分析燃料元件之间的中子相互作用，假设中子在燃料元件内的扩散长度为2cm。四、论述题（本大题共3个小题，共30分)1、（本题10分）全面论述核反应堆的非能动安全系统。分析非能动安全系统的工作原理和特点，如依靠自然循环、重力、热膨胀等自然现象实现安全功能。探讨非能动安全系统在提高核反应堆安全性方面的优势和可靠性，以及在不同类型核反应堆中的应用和发展前景。2、（本题10分