После обследования дежурным дозиметристом и по его указанию. 2 страница

2)Менее 3·10^–10 Ки/л

3)Более 2*10^-10 Ки/л 3

?

106 Укажите, при какой активности “сухого остатка” воды контрольных баков душевых вод разрешается сброс на очистные сооружения ”грязной зоны”.

1)Менее 2·10^–10 Ки/л

2)Менее 3·10^–10 Ки/л

3)-Более 2*10^-10 Ки/л

107. Дополните предложение.

При активности «сухого остатка» пробы более 7,5*¹⁰⁺³ Бк/м³ (2*10^-10 Ки/л) вода баков душевых вод сбрасывается ____________.

1)на очистные сооружения ”грязной зоны”.

2)на повторную переработку на СВО.

3)На брызгальные бассейны.

4)В подводящий канал пруда- охладителя.

108. Укажите, куда производится сброс воды прошедшей биологическую очистку на очистных сооружениях «грязной зоны».

1)На СВО для очистки.

2)На брызгальные бассейны.

3)В подводящий канал пруда- охладителя.

109. Укажите, куда производится сброс воды с узла нейтрализации ХВО, БОУ.

1) На СВО для очистки.

2)На брызгальные бассейны.

3)В подводящий канал пруда- охладителя.

110. Укажите количество наблюдательных скважин расположенных вокруг спецкорпуса предназначенных для контроля протечек из помещений в окружающую среду.

1)Восемь

2)Шесть.

3)Десять.

112 Укажите, сколько процентов, от общего выброса в ВТ РО при работе реактора на мощности, приходится на выброс от системы TS-20.

1) 50%

2)70%

3)90%

113. Укажите, что называется смесью долгоживущих нуклидов (ДЖН).

1)радиоактивные аэрозоли, накопленные на фильтре в течение одних суток и измеренные через ½ часа после снятия пробы.

2)Радиоактивные аэрозоли, накопленные на фильтре в течение 48 часов и измеренные через одни сутки после снятия пробы.

3)Радиоактивные аэрозоли, накопленные на фильтре в течение одних суток и измеренные через одни сутки после снятия пробы.

?

114. Укажите, что называется смесью короткоживущих радионуклидов (КЖН).

1) Радиоактивные аэрозоли, накопленные на фильтре в течение одних суток и измеренные через ½ часа после снятия пробы.

2)Радиоактивные аэрозоли, накопленные на фильтре в течение 48 часов и измеренные через одни сутки после снятия пробы.

3)Радиоактивные аэрозоли, накопленные на фильтре в течение одних суток и измеренные через одни сутки после снятия пробы.

?

115. Укажите, что включает в себя смесь короткоживущих радионуклидов (КЖН)

1)Аэрозоли всех радионуклидов, оставшихся на фильтре через 72 часа после начала накопления.

2)Аэрозоли всех радионуклидов, оставшихся на фильтре через 48 часов после начала накопления.

3)Аэрозоли всех радионуклидов, оставшихся на фильтре через 24,5 часа после начала накопления.

?

Вариант 2

1.Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный контроль объемной активности сбросов и ЖРО?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений,

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

2..Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный

контроль индивидуальных и коллективных доз внешнего облучения?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений,

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

3..Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный

контроль состава жидких и твердых радиоактивных отходов?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений,

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

4..Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный

контроль объемной активности реперных радионуклидов или их групп в технологических средах и в воздухе производственных помещений,связанных с оборудованием основного циркуляционного контура?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений,

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

5.Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный

контроль объемной активности и нуклидного состава радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе обслуживаемых и периодически обслуживаемых помещений?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений,

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

6.Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный

контроль мощности дозы гамма-излучения в обслуживаемых и периодически обслуживаемых помещениях?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений.

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

7.Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный

контроль мощности дозы нейтронов центральном зале реактора, в смежных с реактором помещениях и на участках обращения со свежим и отработавшим топливом?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений.

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

8.Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный

контроль объемной активности аэрозолей,инертных радиоактивных газов в необслуживаемых помещениях,локализующих и вентиляционных системах?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений.

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

9.Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный

контроль активности и радионуклидного состава утечки радиоактивных веществ из хранилищ твердых и жидких радиоактивных отходов?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений.

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

10..Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный

контроль объемной активности реперных радионуклидов или их групп в тплоносителе основного циркуляционного контура?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений,

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

11.Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный

контроль объемной активности реперных радионуклидов или их групп в выбросах за прделы АЭС?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений,

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

12.Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный

контроль активности и радионуклидного состава организованного выброса в атмосферу ДЖН,изотопов йода, ИРГ?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений.

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

13.Какая подсистема радиационного контроля предусматривает радиационный

контроль мощности дозы гамма-излучения и годовой дозы на местности в санитарно-защитрой зоне и зоне наблюдения?

1) радиационно-технологичекий контроль,

2) радиационный контроль состояния защитных барьеров,

3) радиационно-дозиметрический контроль,

4) радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений.

5)радиационный контроль состояния окружающей среды.

14.Для чего предназначена система спецгазоочистки?

1)для уменьшения концентрации ИРГ в системе кондиционирования некоторых помещений гермозоны,

2)для поддержания концентрации ИРГ,ДЖН, изотопов йода в воздухе необслуживаемых помещений на допустимом уровне,

3) для поддержания концентрации ИРГ,ДЖН, изотопов йода в воздухе обслуживаемых и периодически обслуживаемых помещений на допустимом уровне,

4)для уменьшения выброса ИРГ,изотопов йода и аэрозолей от технологических сдувок.

5) для поддержания концентрации ИРГ, аэрозолей, изотопов йода в воздухе помещений на допустимом уровне.

15.Для чего предназначена система вентиляции TL?

1)для уменьшения концентрации ИРГ в системе кондиционирования некоторых помещений гермозоны,

2)для поддержания концентрации ИРГ,ДЖН, изотопов йода в воздухе необслуживаемых помещений на допустимом уровне,

3) для поддержания концентрации ИРГ,ДЖН, изотопов йода в воздухе обслуживаемых и периодически обслуживаемых помещений на допустимом уровне,

4)для уменьшения выброса ИРГ,изотопов йода и аэрозолей от технологических сдувок.

5) для поддержания концентрации ИРГ, аэрозолей, изотопов йода в воздухе помещений на допустимом уровне.

16. Для чего используется вентиляционная труба ВТ-1?

1) используется в режиме ремонтных работ,

2) используется в режиме аварии,

3) используется в режиме ремонтных работ и при авариях,

4) используется в режиме нормальной эксплуатации АЭС.

17. Для чего используется вентиляционная труба ВТ-2?

1) используется в режиме ремонтных работ,

2) используется в режиме аварии,

3) используется в режиме ремонтных работ и при авариях,

4) используется в режиме нормальной эксплуатации АЭС.

18. На основании чего устанавливаются допустимые выбросы радиационно-ядерного объекта?

1) на основании допустимого ингаляционного поступления радионуклидов критической группы населения за календарный год,

2) на основании годовой дозы критической группы населения,

3) на основании годовой эквивалентной дозы критической группы населения, рассчитанной для референтного возраста взрослый,

4) на основании годовой эффективной дозы критической группы населения, рассчитанной для референтного возраста взрослый,

5)на основании квоты предела дозы критической группы населения.

19. По каким радионуклидам ведется контроль выбросов в вентиляционные трубы АЭС?

1) Н-3,Cr-51, Mn-54, Fe-59, Co-58, Co-60, Sr-89, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Aq-110m, Cs-134, Cs-137, Ce-144, I-131, I-132,

2) Cr-51, Mn-54, Fe-59, Co-58, Co-60, Sr-89, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Aq-110m, Cs-134, Cs-137, Ce-144, I-131, I-132, ИРГ,ДЖН,

3) Н-3,Cr-51, Mn-54, Fe-59, Co-58, Co-60, Sr-89, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Aq-110m, Cs-134, Cs-137, Ce-144, I-131, I-132, ИРГ,

4) Н-3,Cr-51, Mn-54, Fe-59, Co-58, Co-60, Sr-89, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Aq-110m, Cs-134, Cs-137, ИРГ,ДЖН, йоды.

20. Привести реакции образования трития в теплоносителе реактора типа ВВЭР в условиях борного регулирования.

21.Как расположены вентиляционные трубы ВТ-1 и ВТ-2 относительно друг друга?

1) ВТ-1 размещена на обстройке реакторного отделения., а ВТ-2 на спецкорпусе,

2) ВТ-1 и ВТ-2 размещены на обстройке реакторного отделения,

3) ВТ-1 и ВТ-2 размещены на спецкорпусе,

4)ВТ-1 и ВТ-2 как труба в трубе размещены на обстройке реакторного отделения.

22. Какие радинуклиды (группы радионуклидов) относятся к радионуклидам суточного контроля (при радиационном контроле выбросов АЭС)?

1) ИРГ, ДЖН, изотопы йода, реперные радионуклиды Cs-134, Cs-137, Co-60, Co-58,

2) ИРГ, ДЖН, изотопы йода,

3) Н-3,Cr-51, Mn-54, Fe-59, Co-58, Co-60, Sr-89, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Aq-110m, Cs-134, Cs-137, Ce-144, I-131, I-132,

4) Cr-51, Mn-54, Fe-59, Co-58, Co-60, Sr-89, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Aq-110m, Cs-134, Cs-137, Ce-144, I-131, I-132, ИРГ,ДЖН,

23. Какие радинуклиды (группы радионуклидов) относятся к радионуклидам месячного контроля (при радиационном контроле выбросов АЭС)?

1) ИРГ, ДЖН, изотопы йода, реперные радионуклиды Cs-134, Cs-137, Co-60, Co-58,

2) ИРГ, ДЖН, изотопы йода,

3) Н-3,Cr-51, Mn-54, Fe-59, Co-58, Co-60, Sr-89, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Aq-110m, Cs-134, Cs-137, Ce-144, I-131, I-132,

4) Н-3, Cr-51, Mn-54, Fe-59, Co-58, Co-60, Sr-89, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Aq-110m, Cs-134, Cs-137.

24. Какие радионуклиды (группы радионуклидов) относятся к радионуклидам суточного контроля (при радиационном контроле выбросов АЭС)?

1) ИРГ, ДЖН, изотопы йода, реперные радионуклиды Cs-134, Cs-137, Co-60, Co-58,

2) ИРГ, ДЖН, изотопы йода,

3) Н-3,Cr-51, Mn-54, Fe-59, Co-58, Co-60, Sr-89, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Aq-110m, Cs-134, Cs-137, Ce-144, I-131, I-132,

4) Cr-51, Mn-54, Fe-59, Co-58, Co-60, Sr-89, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Aq-110m, Cs-134, Cs-137, Ce-144, I-131, I-132, ИРГ,ДЖН,

25. Какие радионуклиды для целей радиационного контроля при контроле выбросов

относятся к долгоживущим радионуклидам?

1) радионуклиды, экспонированные на аналитическом фильтре при пробоотборе в течение 24 часов и измеренные через 36 часов после прекращения пробоотбора,

2) радионуклиды, экспонированные на аналитическом фильтре при пробоотборе в течение 12 часов и измеренные через 36 часов после прекращения пробоотбора,

3) радионуклиды, экспонированные на аналитическом фильтре при пробоотборе в течение 24 часов и измеренные через 12 часов после прекращения пробоотбора,

4) радионуклиды, экспонированные на аналитическом фильтре при пробоотборе в течение 24 часов и измеренные через 24 часов после прекращения пробоотбора,

26. Какие радионуклиды для целей радиационного контроля при контроле выбросов

относятся к короткоживущим радионуклидам?

1) радионуклиды, экспонированные на аналитическом фильтре при пробоотборе в течение 24 часов и измеренные через 1 час после прекращения пробоотбора,

2) радионуклиды, экспонированные на аналитическом фильтре при пробоотборе в течение 12 часов и измеренные через 1 час после прекращения пробоотбора,

3) радионуклиды, экспонированные на аналитическом фильтре при пробоотборе в течение 24 часов и измеренные через 0,5 часа после прекращения пробоотбора,

4) радионуклиды, экспонированные на аналитическом фильтре при пробоотборе в течение 24 часов и измеренные через 24 часов после прекращения пробоотбора,

27. Что относится к инертным радиоактивным газам при контроле выбросов АЭС?

1) смесь изотопов криптона и ксенона (криптон-88 – 70%, ксенон-135 – 30%),

2) смесь изотопов криптон-88 - 30%, ксенон-133 – 70%,

3) смесь изотопов криптон- 88 – 10%, ксенон-133 -72%, ксенон-135 – 18%,

4) смесь изотопов криптон-88 – 10%, ксенон -133 -72%, аргон-41 -18 %,

5) любая смесь изотопов аргона, криптона и ксенона.

28. Каким принимается состав инертных радиоактивных газов при контроле выбросов АЭС?

1) смесь изотопов криптона и ксенона(криптон-88 – 70%, ксенон-135 – 30%),

2) смесь изотопов криптон-88 - 30%, ксенон-133 – 70%,

3) смесь изотопов криптон- 88 – 10%, ксенон-133 -72%, ксенон-135 – 18%,

4) смесь изотопов криптон-88 – 10%, ксенон -133 -72%, аргон-41 -18 %,

5) любая смесь изотопов аргона, криптона и ксенона.

29. Какова структура формирования контролируемых выбросов в вентиляционные трубы?

1) негерметичное оборудование – пробоотборное устройство –помещение – вентиляционная система – вентруба,

2) негерметичное оборудование – пробоотборное устройство – вентиляционная система – вентруба,

3) негерметичное оборудование –помещение – пробоотборное устройство - вентиляционная система – вентруба,

4) негерметичное оборудование – пробоотборное устройство – вентиляционная система – вентруба,

5) негерметичное оборудование – помещение – вентиляционная система – вентруба.

30. Какова структура контроля выброса в вентиляционные трубы?

1) импульсная линия - пробоотборное устройство - вентруба - датчик(измерительный стенд) - газодувка радиационного контроля,

2) вентруба - датчик - импульсная линия - пробоотборное устройство - газодувка радиационного контроля,

3) вентруба - пробоотборное устройство - импульсная линия - датчик(измерительный стенд) - газодувка радиационного контроля,

4) пробоотборное устройство - импульсная линия - вентруба - датчик(измерительный стенд) - газодувка радиационного контроля.

31. Укажите схему измерения удельной активности ИРГ в выбросах в вентрубы.

1) каплеотбойник – фильтр отсечной – УДБГ-08 – газодувка, а также необходимые вентили,

2) каплеотбойник – БДАБ-05 – ротаметр – газодувка, а также необходимые вентили,

3) каплеотбойник – фильтр отсечной – УДБГ-08 – ротаметр - газодувка, а также необходимые вентили,

4) каплеотбойник – БДАБ-06 – ротаметр – газодувка, а также необходимые вентили,

5) каплеотбойник – фильтр отсечной - БДАБ-06 – ротаметр – газодувка, а также необходимые вентили.

32. Укажите схему измерения удельной активности ДЖН в выбросах в вентрубы.

1) каплеотбойник – фильтр отсечной – УДБГ-08 – газодувка, а также необходимые вентили,

2) каплеотбойник – БДАБ-05 – ротаметр – газодувка, а также необходимые вентили,

3) каплеотбойник – фильтр отсечной – УДБГ-08 – ротаметр - газодувка, а также необходимые вентили,

4) каплеотбойник – БДАБ-06 – ротаметр – газодувка, а также необходимые вентили,

5) каплеотбойник – фильтр отсечной - БДАБ-06 – ротаметр – газодувка, а также необходимые вентили.

33. Укажите схему измерения удельной активности изотопов йода в выбросах в вентрубы.

1) каплеотбойник – фильтр отсечной – УДБГ-08 – газодувка, а также необходимые вентили,

2) каплеотбойник – БДАБ-05 – ротаметр – газодувка, а также необходимые вентили,

3) каплеотбойник – фильтр отсечной – УДБГ-08 – ротаметр - газодувка, а также необходимые вентили,

4) каплеотбойник – БДАБ-06 – ротаметр – газодувка, а также необходимые вентили,

5) каплеотбойник – фильтр отсечной - БДАБ-06 – ротаметр – газодувка, а также необходимые вентили.

34. Укажите назначение радиометра РКС 2-02 (Калина).

1) предназначен для измерения объемной активности ИРГ, ДЖН, изотопов йода в периодически обслуживаемых помещениях,

2) предназначен для измерения объемной активности ИРГ, ДЖН, изотопов йода в

выбросах в вентрубы,

3) предназначен для измерения объемной активности ИРГ, ДЖН, изотопов йода в необслуживаемых помещениях,

4) предназначен для измерения объемной активности ИРГ, ДЖН, изотопов йода в,

гермозоне,

35. Укажите пределы нормальной эксплуатации по суммарной активности выбросов в атмосферу ИРГ (Ки/сутки/ГВт)

1) 2500,

2) 0,015,

3) 500,

4) 0,01..

36. Укажите пределы нормальной эксплуатации по суммарной активности выбросов в атмосферу ДЖН (Ки/сутки/ГВт)

1) 2500,

2) 0,015,

3) 500,

4) 0,01..

37. Укажите пределы нормальной эксплуатации по суммарной активности выбросов в атмосферу изотопов иода (Ки/сутки/ГВт)

1) 2500,

2) 0,015,

3) 500,

4) 0,01..

38. Укажите пределы безопасной эксплуатации по суммарной активности выбросов в атмосферу изотопов иода (Ки/сутки/ГВт)

1) 0,05,

2) 0,015,

3) 500,

4) 0,01..

39. Укажите пределы безопасной эксплуатации по суммарной активности выбросов в атмосферу изотопов ДЖН (Ки/сутки/ГВт)

1) 0,05,

2) 0,015,

3) 0,075,

4) 0,01,

5) 500.

40. Укажите пределы безопасной эксплуатации по суммарной активности выбросов в атмосферу ИРГ (Ки/сутки/ГВт).

1) 2500,

2) 0,015,

3) 0,075,

4) 0,01,

5) 500.

41. Для какой категории персонала индивидуальный дозиметрический контроль является обязательным?

1) для лиц, у которых годовая эффективная доза облучения может превысить 10 мЗв в год,

2)для лиц, у которых годовая эффективная доза облучения может превысить 6мЗв в год,

3)для лиц, у которых годовая эффективная доза облучения может превысить 15мЗв в год,

4)ля лиц, у которых годовая эффективная доза облучения может превысить 18,5 мЗв в год,

41. Какой персонал в плане индивидуального дозиметрического контроля относят к

критичсеской группе?

1)лица,у которых годовая эффективная облучения может превысить 10 мЗв в год,

2) лица,у которых годовая эффективная доза облучения может превысить 6мЗв в год,

3) лица,у которых годовая эффективная доза облучения может превысить 15мЗв в год,

4) лица,у которых годовая эффективная доза облучения может превысить 18,5 мЗв в год,

42. В каком случае производится первоначальная выдача персоналу АЭС инди-

видуальных дозиметров?

1) при наличии медицинского заключения, заведенной карточки учета доз облучения,

при прохождении СИЧ и сдаче зачетов по знанию правил РБ,

2) при наличии отметки о прохождении СИЧ, приказа о переводе на особо вредные условия труда, медицинского заключения и достижении 18 лет,

3) при прохождении СИЧ, при наличии приказа о переводе на особо вредные

условия труда и заявки о постановке на ИДК,

4) при прохождении СИЧ, при наличии приказа о переводе на особо вредные

условия труда и заявки о постановке на ИДК, при наличии медицинского заключения и сдаче зачетов по знанию правил РБ.

43. В каком случае персоналу выдаются дополнительно к основным дозиметрам (ДПГ-03) индивидуальные дозиметры оперативного контроля (Д-2Р)?

1) при работе в ЗСР в течение всей смены,

2) при работе в ЗСР не менее ½ смены,

3) при выполнении работ в гермооболочке,

4) при выполнении радиацинно-опасных работ,

5) при выполнении радиационно-опасных работ в течение не менее ½ смены.

44. Как часто производится снятие показаний оперативных дозиметров?

1) 1 раз в неделю,

2) 1 раз в сутки,

3) 1 раз в смену,

4) 2 раза в сутки.

45. Как производится определение дозы нейтронного облучения?

1) по показаниям ЦИИСРК на основе АКРБ-03,

2) с помощью системы АСКРО,

3) переносными приборами,

4) расчетным методом по мощности дозы нейтронного излучения и времени работы.

46. Как производится оценка индивидуальных доз внешнего облучения персонала категории Б?

1)при нормальной эксплуатации АЭС производится с помощью индивидуальных дозиметров (ДПГ-03), размещенных в помещениях чистой зоны промплощадки,

2)производится с помощью индивидуальных дозиметров в том же порядке, как и для персонала категории А,

3) доз. контроль персонала категории Б не призводится,

4)путем измерения мощности дозы гамма-излучения в рабочих помещениях и учета времени работы в них.

47.Для чего используются показания дозиметров оперативного контроля Д-2Р?

1)для учета доз персонала категории А, полученных за время работы в ЗСР,

2)для отслеживания доз внешнего облучения персонала категории А с целью непревышения контрольных и административно -технологических уровней,

3)для отслеживания доз внешнего облучения персонала категории А и женщин детородного возраста с целью непревышения контрольных и административно -технологических уровней,

4)для отслеживания нормируемых величин с целью непревышения контрольных и допустимых уровней.

48.При какой величине индивидуальной дозы внешнего облучения, накопленной с начала года по показаниям оперативных дозиметров Д-2Р, производится внеплановое измерение показаний дозиметров текущего контроля ДПГ-03?

1) 5 мЗв,

2) 2 мЗв,

3) 10 мЗв,

4) 18,5 мЗв.

49.При какой величине индивидуальной дозы внешнего облучения, накопленной с начала года по показаниям оперативных дозиметров Д-2Р, производится внеплановое измерение показаний дозиметров текущего контроля ДПГ-03 у женщин до 45 лет?

1) 5 мЗв,

2) 2 мЗв,

3) 1 мЗв,

4) 10 мЗв.

50.По каким радионуклидам производится контроль внутреннего облучения персонала?

1) йод-131 в щитовидную железу, кобальт-60 и цезий-137 во все тело, кобальт-60 в легкие,

2) йод-131 в щитовидную железу, кобальт-60 и цезий-137 во все тело, церий-144 в легкие,

3) йод-131 в щитовидную железу, кобальт-60 во все тело, кобальт-60 в легкие,

4) йод-131 в щитовидную железу, кобальт-60 и цезий-137 во все тело, церий-144 и цезий-137 в легкие,

51.Какой формулой описывается изменение начальной активности радионуклида, попавшего в организм, во времени?

1) А = Аоехр(- 0,273t/Т1/2),

2) А = Аоехр(-2,73t/ Т1/2),

4) А = Аоехр(- 0,673t/Т1/2),

5) А = Аоехр(-0,673t/ Тэфф),

6) А

Ао = -------------,

0,673t

- -------

е Тэфф

7) А

Ао = -------------,

2,73t

- -------

е Тэфф

52.Какой формулой определяется поступление радионуклида в организм человека?

1) А = Аоехр(- 0,673t/Т1/2),

2) А = Аоехр(-0,673t/ Тэфф),

3) А

Ао = -------------,

0,673t

- -------

е Тэфф

4) А

Ао = -------------,

2,73t

- -------

е Тэфф

5) А = Аоехр(- 0,273t/Т1/2),

6) А = Аоехр(-2,73t/ Т1/2),

53.Сколько лет хранится Карточка учета доз?

1) до момента увольнения работника с предприятия,

2) 25 лет,

3) 50 лет,

40 постоянно.

54.Какие установки и приборы используются для измерения мощности дозы

нейтронного излучения?

1) СИЧ,

2) Скриннер-3М, SBS-30,

3) КДН-2,

4) КДТ-03, ДПГ-03.

54.Какие установки и приборы используются для контроля поступления радионуклидов внутрь организма человека?

5) КДТ-02М,

6) Скриннер-3М, SBS-30,

7) КДН-2,

8) ДПГ-03.

55.Для какого вида индивидуального доз. контроля применяются термолюминисцентные дозиметры (КДТ-03)

1) для текущего и аварийного,

2) для текущего,

3) для ткущего и оперативного.

4) для оперативного.

56.Как проводится определение индивидуальных доз внешнего облучения персонала?

1)по результатам систематических измерений интегральных дозиметров ДПГ-03 на СИТ КДТ-02М,

2) по результатам систематических измерений показаний оперативных дозиметров Д-2Р из комплекта КИД-6А и расчетных данных по нейтронному облучению,

3) по результатам расчетных данных гамма- и нейтронного облучения,

4) по результатам систематических измерений показаний дозиметров текущего и оперативного контроля,

Дата добавления: 2014-11-29