用阈探测器测量热中子引起的~(235)U裂变中子能谱
2022～2023注册核安全工程师考试题库及答案参考1
2022〜2023注册核安全工程师考试题库及答案1.在半导体材料中，形成一个电子-空穴对所需的能量仅为正确答案：3eV2.目前，国际上核动力厂建造主要遵循（）几个国家的核电标准体系。
A.美国B.法国C.德国D.俄罗斯E.日本、韩国正确答案：ABCDE3.235U吸收一个热中子每次裂变平均放出的中子数约为（）个。
A.0.40B.1.405C.2.405D.4.405正确答案：C4.重水吸收热中子几率比轻水低（）多倍，吸收中子最弱A.120B.150C.180D.200E.220正确答案：C5.通常核反应按（）分类。
A.出射粒子B.入射粒子C.入射粒子能量D.出射粒子的电荷E.靶核的稳定性正确答案：ABC6.生产过程中所涉及的介质品种繁多，分类方法也有多种，若按他们对人类毒害程度分类，不包括（）。
A.极度危害B.严重危害C.中度危害D.轻度危害正确答案：B7.压水堆二回路系统主要包括正确答案：饱和蒸汽汽轮机、发电机、冷凝器8.把爆炸极限范围缩小为零的压力称为爆炸的()。
A.极限压力B.初始压力C.临界压力D.最小压力正确答案：C9.下列选项中，可以实现功率密度分布展平的有()。
A.堆芯径向分区装载B.合理布置控制棒C.引入合理分布的可燃毒物D.以上三个选项都是正确答案：D10.核电厂建立营运单位组织机构时，必须考虑的管理职能：()A.决策职能B.运行职能C.支持职能D.审查职能E.监督职能正确答案：ABCD11.入射y光子同原子中外层电子发生碰撞，入射光子仅有一部分能量转移给电子，使它脱离原子成为正确答案：反冲电子12.在典型火灾的发展规律中，建筑火灾的发展分为初起期、发展期、最盛期、减弱期和熄灭期。
其中()的火灾燃烧方式是通风控制火灾，火势的大小由建筑物的通风情况决定。
A.初起期B.发展期C.减弱期D.最盛期正确答案：13.天然存在的核素的个数为（）。
A.280B.332C.1600D.2000正确答案：B14.我国目前执行的《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》是（）。
2023年注册核安全工程师《核安全综合知识》考试全真模拟易错、难点汇编叁(带答案)试卷号：77
2023年注册核安全工程师《核安全综合知识》考试全真模拟易错、难点汇编叁（带答案）（图片大小可自由调整）一.全考点综合测验(共35题)1.【填空题】在半导体材料中，形成一个电子-空穴对所需的能量仅为____。
正确答案：3eV2.【单选题】235U 吸收一个热中子每次裂变平均放出的中子数约为（）个。
A. 0.40B.1.405C.2.405D.4.405正确答案：C3.【单选题】Z 为90 左右的重核，稳定核的中子和质子的比例约为（）。
A.0.8B.1.0C.1.6D.1.8正确答案：C4.【填空题】可核查性包括对经液、气途径流出物排放时有监测数据，有详细记录;审管部门可监控及验证排放情况；以及________.正确答案：对已往的排放资料、可以追朔复查5.【多选题】核反应实际上研究两类问题：一是研究在能量、动量等守恒的前提下，核反应能否发生。
二是研究参加反应的各粒子间的相互作用机制并进而研究核反应发生的（）的大小。
A.概率B.反应道C.核反应能D.反应性控制正确答案：A6.【单选题】在无外界影响下，原子核自发地发生转变的现象称原子核的（）。
A.衰变B.诱发裂C.聚变D.散裂正确答案：A7.【单选题】选用辐射监测仪器，一般要求测量仪器的量程下限值至少应在个人剂量限值的（）以下，上限根据具体情况而定。
A.1/2B.1/4C.1/10D.1/20正确答案：C8.【多选题】核反应堆按慢化剂分类可分为（）。
A.轻水堆B.重水堆C.石墨堆D.铍堆E.铍化合物堆正确答案：ABCDE9.【填空题】易裂变材料是单一的235U，当富集度____时，存在核临界安全问题。
正确答案：大于1%10.【单选题】核物质的密度约为（）t/cm3 。
A.3 万B.3 百万C.3千万D.3 亿正确答案：D11.【单选题】爆炸类型中，乙炔铜的爆炸属于()。
A.气相爆炸B.液相爆炸C.固相爆炸D.混合型爆炸正确答案：C12.【单选题】人类接受辐射照射后出现的健康危害来源于各种射线通过（）引起组织细胞中原子及由原子构成的分的变化。
堆物理复习题
反应堆物理1．中子与原子核相互作用有吸收和散射两种形式，吸收又包括、和等形式，散射又有和。
2．宏观截面Σ表示一个中子与一立方厘米内原子核发生核反应的，其单位是。
宏观截面与和有关，它们的关系式是。
3．中子按照能量分为、、，绝大多数裂变中子是，需经过散射碰撞而降低速度，这个过程叫。
4．235U一次裂变，平均放出中子个，平均释放能量，大部分能量是以释放出来的。
裂变中子中的是由裂变产物放出的缓发中子。
5．燃料235U的富集度的定义：。
6．压水反应堆中，用水做剂和剂，用于前者是因为它有、、及的性质，用于后者是因为它有、和的性质。
7．反应堆运行时，由裂变产生的毒物中主要有和，在长时间的稳定功率下运行时毒物是的。
8．反应堆运行过程中，对运行影响较大的毒物是、其产生与衰变链是：9．碘坑形成的原因是。
10．反应堆内采用的慢化剂常用核素是、，在压水堆中采用的是。
11. 中子在反应堆内有、、、和五个过程。
12 可做核燃料的物质同位素有、、。
13.核裂变具有、、和等特点。
14.常用控制棒材料有、、和等，大亚湾核电厂用的是，HTR－PM用的是。
16. 反应堆运行时，氙的消失有和两种途径。
18. 中子从堆内逃逸的现象叫，为减少这种损失，在堆芯周围装有。
19氙毒是由于气态裂变产物具有很大的而构成的反应性损失。
20. 反应性温度系数是，在功率运行时，它包括燃料温度系数，又叫，它的效果是的，它是由引起的。
还包括慢化剂温度系数，它的效果是的。
燃料温度系数的绝对值慢化剂温度系数的绝对值。
23 中子有效增殖因数的定义为：，它主要决定于和。
24．反应性的定义是。
25．写出无限介质增殖因数的四因子公式，这因子分别被称为，，，。
26．反应堆有、、三种状态，他们的中子有效增殖因数K eff 分别为、和。
在稳定功率运行时反应堆处于，而停堆时是处在。
27．反应堆瞬发临界条件是，其机理为，其特征是，这种瞬发临界工况是绝对不允许发生的，在设计上已加以防止。
铀资源地质学实验
二、实验内容：
1、火山岩型铀矿床成矿理论回顾 2、实验矿床介绍 （1）660矿床、610矿床简介 （2）矿床分析步骤与分析方法提示 3、矿床资料：包括文字资料、图表、标本、薄片、 光片等
三、实验安排及重点：
1、实验老师先结合理论课内容对矿例进行介绍，分 析矿床的区域背景、矿床的地质概况、矿化特征及成矿 过程等。
发光分析快速简便，结果可靠。如能与其他方法配合使用， 就能取得较好的效果。
ห้องสมุดไป่ตู้
2、常见铀矿物的特征介绍
包括物理特征、放射性特征、荧光特征等多个方面
3、矿物种
沥青铀矿、晶质铀矿、铀黑、钛铀矿、铈铀钛铁矿、 铀石、脂铅铀矿、红铀矿、水沥青铀矿、钙铀云母、钡 铀云母、铜铀云母、芙蓉铀矿、纤铀碳钙石、板菱铀矿 等。
2、突出富铀层位在成矿中的重要性，强调后期改造 的关键性。
3、学生自我观察与分析。
四、实验作业：
总结碳硅泥岩型铀矿床成矿的一般特征。
2、强调沉积环境、氧化作用与铀成矿的关系。 3、学生自我观察与分析。
四、实验作业：
总结砂岩型铀矿床成矿的一般特征，并对比层 间氧化带型和潜水氧化型铀矿床的异同。
实验六、碳硅泥岩型铀矿床
一、实验目的：
通过本次实验，要求学生掌握碳硅泥岩型铀矿床的 成矿地质条件和矿化特征的分析思路和分析方法，并能 够比较熟练的掌握本类铀矿床的一般特点。
（1）放射性照相 放射性照相是利用铀、钍矿物对照相底片辐照后能使其感光
的特性来检查铀、钍矿物和研究其分布特点的方法。 该方法要求将含有铀、钍矿物的标本磨制成光面或光片。在暗室
中将光面或光片紧压在照相底片(最好是X光底片)上，样品即自行 对底片发生辐照(同时可用弱光源在底片上作好定位标记)。经过一 段时间后，取出底片，按规定处方冲冼即可。底片上与铀、钍矿物 对应处因受射线辐照而变黑，其黑度与矿物中铀、钍含量及辐照时 间成正比。辐照时间可通过试验确定，以变黑部分的轮廓比较清晰 为宜。据试验，沥青铀矿等铀含量高的矿物只需4－5小时的辐照即 可；铀含量1－5％的矿物需时1－3日，铀含量0.5－1％的矿物需时 3－5日。当铀矿物单体很细小时，需适当延长辐照时间。
2012.10.18中子的测量方法和探测器1
的中子灵敏度可达 ：
2.3×10-14 A／(n.cm2.s) 电离室高压电极(负极) 的内壁 及收集极外壁涂硼，室内充1％的氦 和6％的氮，93％的氩气。 由于中子产生的电流较大，γ的影 响较小。
9
(2)正比计数器
10B
(n, α) 7Li
输出脉冲幅度为：
A是正比计数器的气体放大倍数通常可达到103 ～105 ，En是中子的动能；Q是反应能；e是电子电荷量；W 是 平均电离能；C是计数器的等效输出电容。 主要用于热中子的测量。
16
几种发射体特性数据表
中子截面 ( b ) 150 5.1 37 响应时间 T 1／2 42s 3.7 min 瞬时 反应 (n,γ)β￣ (n,γ)β￣ (n,γ)γ
发射体
铑(Rh) 钒(V) 钴(Co)
密度
g／cm3
相对灵敏 度 铑=100
100 17.5 1.5
1014通量 燃耗 ％每年
32 1.6 11
能量为E n 的中子微观截面σ= σ0(1／υ)
2
2、核反冲法 中子与物质原子核发生弹性碰撞，原子核被反冲，且带一定正电荷，选用反冲核 弹性碰撞截面大的材料作为探测器灵敏物质，就可以简接测量中子的注量率。通常是 利用含氢物质作为灵敏体。 反冲核的反冲能表示为：
EA
4A 2 E cos n 2 (1 A)
各种闪烁体测量中子的性能对比
名 称 型 号 规 格 Φ32,50
Φ50×20 Φ50×1.5 Φ50×1.5 Φ40×10 Φ10～50 探测中子 效 率％
光衰时间 0.2μS 0.2μS 0.2μS 0.2μS 0.1μS 30 ns
光谱峰(1010m) 4500 4500 4500 4500 3950 4470
兰州大学原子核物理历年真题
二、试列举出几个原子核内不可能含有电子的证据。 （10 分）
三、β 衰变有哪几种类型，试写出衰变过程的表达式和实现这些衰变 的条件。 （10 分）
5 2
65 四、已知 30 Zn 衰变纲图如右图，试判断β 衰变
65 30
Ze
的衰变级次及γ 跃迁的型。 （10 分）
5 2
65 29
3 2
2) 扁椭球形原子核的电四极矩是正值还是负值？
3) 某体系状态的波函数为 Ψ(x)= Ψ(-x)， 该体系的宇称是正还是负？
4) 已知 193 80 Hg为g 衰变，其半衰期为 T1/2=3.5 小时，它的衰变常数与平 均寿命各为多少？
5) 地壳中存在的主要天然放射系是哪几个？
6) 判断下列核中哪些互为镜像核:
209
Bi : 9 / 2
（3） 已知某放射性核素半衰期为 T1/2=693 分。 它的衰变常数λ 是 多大？经过 2 个半衰期后， 该核素的放射源其活度是原初的 几分之几？
（4） 已知 A、B、C 三个核素组成级联衰变，即 ABC。若 A 的半衰期 T1 长于 B 的半衰期 T2，C 为稳定核。在时间 t=0 时只有 A。问过较长时间后，这一衰变过程能否达到平衡？ 说明理由。
m 98.0%， β +粒子最大能量为 1.980 MeV.画出 114 （20 49 In 的衰变纲图。
分）
六、通过 74Se(n, p)74As 反应产生 74 As 的基态核，求该反应的反应能及 产 生 该 反 应 的 反 应 阈 能 。 已 知 ： mn=1.00866522amu ； mH=1.00782552amu；m 74 As =73.923908amu.（20 分）
核反应堆物理-复习重点--答案
第一章核反应堆的核物理基础（6学时）1.什么是核能？包括哪两种类型？核能的优点和缺点是什么？核能：原子核结构发生变化时释放出的能量，主要包括裂变能和聚变能。
优点：1）污染小：2）需要燃料少;3）重量轻、体积小、不需要空气，装一炉料可运行很长时间。
缺点：1）次锕系核素具有几百万年的半衰期，且具有毒性,需要妥善保存;2）裂变产物带有强的放射性，但在300年之内可以衰变到和天然易裂变核素处于同一放射性水平上；3）需要考虑排除剩余发热。
2.核反应堆的定义。
核反应堆可按哪些进行分类，可划分为哪些类型？属于哪种类型的核反应堆？核反应堆：一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。
核反应堆分类：3.原子核基本性质。
核素：具有确定质子数Z和核子数A的原子核。
同位素：质子数Z相同而中子数N不同的核素。
同量素：质量数A相同，而质子数Z和中子数N各不相同的核素.同中子数：只有中子数N相同的核素。
原子核能级:最低能量状态叫做基态，比基态高的能量状态称激发态.激发态是不稳定的，会自发跃迁到基态，并以放出射线的形式释放出多余的能量.核力的基本特点：1）核力的短程性2）核力的饱和性3）核力与电荷无关4.原子核的衰变。
包括：放射性同位素、核衰变、衰变常数、半衰期、平均寿命的定义;理解衰变常数的物理意义；核衰变的主要类型、反应式、衰变过程，穿透能力和电离能力。
放射性同位素：不稳定的同位素，会自发进行衰变,称为放射性同位素。
核衰变:有些元素的原子核是不稳定的,它能自发而有规律地改变其结构转变为另一种原子核，这种现象称为核衰变，也称放射性衰变。
衰变常数:它是单位时间内衰变几率的一种量度；物理意义是单位时间内的衰变几率，标志着衰变的快慢。
半衰期:原子核衰变一半所需的平均时间。
平均寿命：任一时刻存在的所有核的预期寿命的平均值。
衰变类型细分前后变化射线性质ααZ减少2，A减少4 电离本领强，穿透本领小ββ—Z增加1，A不变电离本领较弱,穿透本领较强β+ Z减少1,A不变电子俘获Z减少1，A不变γγ激发态向基态跃迁电离本领几乎没有，穿透能力很强5.结合能与原子核的稳定性。
中子检测方法
中子检测方法中子检测的方法有很多种，主要包括核反冲法、核反应法、核裂变法、活化法等。
以下将简单介绍这些方法：1. 核反冲法：通过测量中子与原子核弹性散射后的反冲核在探测介质中引起的电离来反推原始中子的性质，这种方法只适用于探测快中子。
2. 核反应法：通过测量中子核反应产生的带电粒子来探测中子的方法，主要用于探测慢中子的强度，也可用来测定快中子的能谱。
3. 核裂变法：中子轰击重核时会引起核裂变，通过探测裂变碎片来探测中子的方法，常用235U，233U和239Pu作为裂变材料，主要用于热中子和慢中子的通量测量，强γ射线本底对测量也不会造成响。
4. 活化法：中子与原子核相互作用时生成复合核，一般复合核因处于激发态而不稳定，具有γ或β放射性，通过测量中子辐照后物质的放射性来推算中子强度。
5. 中子俘获法：利用中子与原子核相互作用的性质，当中子遇到原子核时，有时会被原子核捕获并变成一个新的核，同时释放出一些能量，利用这个方法可以观测中子在原子核中行进的路径和范围。
6. 热中子散射法：利用中子被物质散射的性质，将中子引入样品后，用探测器测量出中子的散射角度和能量分布，从而确定中子的性质。
7. 中子衍射法：通常使用晶体衍射技术，中子与晶体中原子核相互作用后，中子波的相位和振幅会发生变化，从而产生衍射图样，通过分析衍射图样可以了解中子的波长、动量和散射角度等信息。
8. 核磁共振法：利用了中子和原子核间的相互作用，当中子穿过样品时，其与样品中原子核的相互作用产生能量变化，从而激发了原子核中的自旋，进而观察到核磁共振信号。
9. 时间飞行法：通过测量中子到达探测器的时间差来确定它们通过样品的时间，从而推断中子的性质和路径。
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BNCT医院中子照射器辐射场特性参数初步测量
BNCT医院中子照射器辐射场特性参数初步测量陈军;张瀷凡;李春娟;宋明哲;李玮;姚顺和;刁立军;姚艳玲;张紫竹;高集金【期刊名称】《中国工程科学》【年(卷),期】2012(014)008【摘要】为验证BNCT医院中子照射器的设计效果,对其辐射场的特性参数如中子能谱、中子通量密度及其空间分布、中子和γ吸收剂量率及其空间分布等进行了测量.针对该照射器的特点,建立了一套由多球谱仪、235U裂变电离室、金箔、组织等效正比计数器和热释光探测器组成的测量系统,利用蒙特卡洛计算方法优化设计探测器的结构,以提高超热能区的分辨率和甄别不同能量成分中子的能力.初步测量结果表明,该照射器的中子通量密度达到了预期设计要求.【总页数】7页(P106-112)【作者】陈军;张瀷凡;李春娟;宋明哲;李玮;姚顺和;刁立军;姚艳玲;张紫竹;高集金【作者单位】中国原子能科学研究院,北京102413;北京凯佰特科技有限公司,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;北京凯佰特科技有限公司,北京102413;北京凯佰特科技有限公司,北京102413【正文语种】中文【中图分类】TP393【相关文献】1.医院中子照射器PGNAA系统初步设计及测量 [J], 张紫竹;李立华;高集金;付金树2.多球谱仪测量 BNCT医院中子照射器中子束能谱 [J], 陈军;李春娟;李玮;宋明哲;张紫竹3.医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量 [J], 彭旦;鲁谨;邹淑芸;李义国4.用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器的反应堆光致缓发中子参数 [J], 沈峰;吕征;孙志勇;赵守智5.强流中子发生器n-γ辐射场参数的测量 [J],因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
核反应堆物理分析
23592U + 01n → [23692U]* → 23692U +γ
a
16
1.2 中子截面和核反应率
1.2.1 微观截面
ΔI=-σINΔx 式中σ为比例常数，称为微观截面，它与靶核的性质和 中子的能量有关，
I I/I
INx Nx
ΔI/I为中子束中与靶核发生作用的中子所占的比例； NΔx是对应单位面积上的靶核数。
核
第一个激发态/MeV
第二个激发态/MeV
12C 16O 23Na 27Al 56Fe 238U
4.43 6.06 0.45 0.84 0.84 0.045
a
7.65 6.14 2.0 1.01 2.1 0.145
12
弹性散射：弹性散射在中子的所有能量范围内都能发生。 它可分为共振弹性散射和势散射。前者经过 复合核的形成过程，后者不经过复合核的形 成过程。
按引起裂变反应的中子能量不同：热中子反应堆和快中子 反应堆。
a
4
1.1 中子与原子核的相互作用
1.1.1 中子 中子是组成原子核的核子之一,中子不带电,它与原子
核不存在库仑相互作用,它亦不能产生初级电离。自由中 子的不稳定，可通过β衰变转变成质子,半衰期为10.3分 钟。在热中子反应堆中瞬发中子的寿命约为10-3 ～10-4 秒,比自由中子的半衰期短很多,因此在反应堆分析中可 以不考虑自由中子的寿命。
x Nixi
i
对于化合物，分子量为M, 密度为ρ，每个化合物分子中含
第i种元素的原子数目为υi则化合物中第i种元素的核子 密度为：
Ni
i
N0
M
a
确定反应堆核功率刻度中修正系数的新方法
确定反应堆核功率刻度中修正系数的新方法邓勇军;李润东;刘永康;周韦【摘要】基于Westcott理论刻度反应堆核功率是目前应用最为广泛的方法,但该方法需要用到大量的修正参数,而修正参数在很大程度上依赖于基于某些特定堆型的经验公式,非常繁琐.本工作利用MCNP程序对堆芯乃至堆芯内活化箔的布置情况进行精确描述,通过理论计算直接得到活化箔活性与反应堆核功率之间的关联系数,从而直接用实验测得的堆芯中子注量分布及归一点的活化箔活性导出反应堆的功率.该方法具有简单、准确度高、适用范围广等特点.本工作以300#反应堆为例,将理论计算结果与实验测量结果进行了比较,验证了该方法的可行性.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2010(044)011【总页数】6页(P1322-1327)【关键词】中子注量;修正系数;功率;MCNP程序【作者】邓勇军;李润东;刘永康;周韦【作者单位】中国工程物理研究院,核物理与化学研究所,四川,绵阳,621900;中国工程物理研究院,核物理与化学研究所,四川,绵阳,621900;中国工程物理研究院,核物理与化学研究所,四川,绵阳,621900;中国工程物理研究院,核物理与化学研究所,四川,绵阳,621900【正文语种】中文【中图分类】O571.421反应堆的功率刻度是反应堆投入正式运行前必须进行的工作之一。
对于进出口温差较小的热中子研究堆，基于 Westcott理论［1－2］刻度反应堆核功率是目前应用最为广泛的方法。
其步骤是，首先进行活性区慢化剂内中子注量相对分布测量，然后确定其中一点为归一点，对此点的中子注量率进行绝对测量；采用Westcott 理论对测量结果进行修正，得到慢化剂中绝对测量点的Westcott注量；最后再对此Westcott注量进行修正，得到归一点附近燃料芯体的裂变率，结合活性区内易裂变物质的装载量以及慢化剂内中子注量相对分布测量结果，实现对反应堆功率的刻度。