После обследования дежурным дозиметристом и по его указанию. 4 страница

-стационарные шлюзы реакторного отделения и спецкорпуса

-санитарные пропускники,

-технические средства радиационного контроля персонала и автотранспорта при пересечении границы территории АЭС,

105. Перечислить группы нейтронов, испускаемых работающим реактором

1) излучение короткоживущих продуктов распада,

2)мгновенные нейтроны,

3)захватные нейтроны,

4)фотонейтроны,

5)нейтроны при неупругом рассеянии,

6)нейтронное излучение продуктов распада,

7)нейтронное излучение продуктов реакций,

8)запаздывающие нейтроны,

9)нейтронное излучение продуктов активации,

10)тормозные нейтроны.

106. Перечислить группы нейтронов, испускаемых остановленным реактором

1) излучение короткоживущих продуктов распада,

2)мгновенные нейтроны,

3)захватные нейтроны,

4)фотонейтроны,

5)нейтроны при неупругом рассеянии,

6)нейтронное излучение продуктов распада,

7)нейтронное излучение продуктов реакций,

8)запаздывающие нейтроны,

9)нейтронное излучение продуктов активации,

10)тормозные нейтроны.

107. Перечислить группы гамма-квантов, испускаемых остановленным реактором

1) гамма-излучение короткоживущих продуктов распада,

2)мгновенные гамма-кванты,

3)захватные гамма-кванты,

4)фото гамма-кванты,

5)гамма-кванты при неупругом рассеянии,

6)гамма-излучение продуктов распада,

7)гамма-излучение продуктов реакций,

8)запаздывающие гамма-кванты,

9)гамма-излучение продуктов активации,

10)тормозное гамма-излучение

11)гамма-излучение долгоживущих продуктов деления.

12)аннигиляционное гамма-излучене.

108.Указать реакции, характеризующие собственную активность теплоносителя

1) ¹⁸О (n, y) ¹⁹O,

2) ¹⁶O (n, p) ¹⁶N

3) ⁵⁸Fe(n, y) ⁵⁹Fe

4) ⁴⁰ Ar(n, y) ⁴¹Ar

5)¹⁰⁹Aq (n, y) ^110mAq

6) ⁵⁸ Ni(n, p) ⁵⁸Co

7) ²H(n,y) ³H

108.Указать реакции, характеризующие наведенную активность теплоносителя.

1) ¹⁸О (n, y) ¹⁹O,

2) ¹⁶O (n, p) ¹⁶N

3) ⁵⁸Fe(n, y) ⁵⁹Fe

4) ⁴⁰ Ar(n, y) ⁴¹Ar

5)¹⁰⁹Aq (n, y) ^110mAq

6) ⁵⁸ Ni(n, p) ⁵⁸Co

7) ²H(n,y) ³H

109.Каковы цели радиационного контроля содержания радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений?

1)контроль состояния окружающей среды,

2)контроль состояния выбросов АЭС,

3)контроль герметичности оборудования,

4)недопущение превышения доз облучения персонала,

5)сбор информации о ходе технологических процессов и состоянии оборудования, +

6)сбор информации об общей активности сбросов.

110.Какова основная цель контроля содержания ИРГ в воздухе рабочих помещений?

1)контроль внешнего облучения персонала,

2)определение неплотностей технологического оборудования,

3)контроль внутреннего облучения персонала,

4)контроль внешнего и внутреннего облучения персонала.

111.Устанавливаются ли допустимые концентрации ИРГ (PC^inhal )

в воздухе рабочих помещений АЭС?

1)устанавливаются для персонала категорий А и Б,

2)устанавливаются только для населения,

4)устанавливаются для всех категорий

3)не устанавливаются

112.Сколько групп помещений периодического газового контроля создано на каждом

энергоблоке?

1)восемь,

2)шесть,

3)десять,

4)семь.

113.Что является элементами групп оборудования для радиационного контроля объемной активности ИРГ в воздухе рабочих помещений?

1)УДЖГ-14Р1, охладитель датчика, импульсная линия, фильтр отсечной,

2)стенд с электромагнитными клапанами, импульсная линия, ключи управления, фильтр отсечной, датчик УДГБ-08,

1)УДЖГ-14Р1, охладитель датчика, импульсная линия, фильтр отсечной,воздуходувка радиационного контроля,

2)стенд с электромагнитными клапанами, импульсная линия, ключи управления, фильтр отсечной, датчик УДГБ-08, ротаметр, система продувки датчика, газодувка радиационного контроля.

114.Каков диапазон измерений объемной активности ИРГ, аэрозолей и паров иода в рабочих помещениях АЭС?

1) ИРГ – 2х10^-9 - 1,4х10^-4Ки/л,

аэрозоли 2,7х10^-11 - 8х10^-8Ки/л,

пары иода 2,7х10^{-13 -} 8,1х10^-11Ки/л.

2) ИРГ – 2х10^-9 - 1,4х10^-4Ки/л,

пары иода 2,7х10^-11 - 8х10^-8Ки/л,

аэрозоли 2,7х10^{-13 -} 8,1х10^-11Ки/л.

2) пары иода 2х10^-9 - 1,4х10^-4Ки/л,

ИРГ 2,7х10^-11 - 8х10^-8Ки/л,

аэрозоли 2,7х10^{-13 -} 8,1х10^-11Ки/л.

Для студентов специальности «Химическая технология редких рассеянных элементов и материалов на их основе»

1.Какие существуют природные радиоактивные семейства?

1.Протактиния, урана, урана-радия.

2.Актиноурана(актиния), тория, урана-радия.

3.Урана, тория, урана-радия.

4.Актиноурана,нептуния, тория.

5.Актиния, тория. нептуния.

2.Сколько газообразных радионуклидов встречается в каждом естественном радиоактивном семействе?

1.Один.

2.Два.

3.Три.

4.Четыре.

3.Какой радионуклид является материнским в семействе урана – радия?

1Уран-235.

2.Уран-238.

3.Уран-234.

4.Радий-226.

4.Какой радионуклид является материнским в семействе актиноурана(актиния)?

1Уран-235.

2.Уран-238.

3.Уран-234.

4.Радий-226.

5. Какой радионуклид является материнским в семействе тория?

1Торий – 230.

2.Торий - 234.

3.Торий - 232.

4.Торий – 228..

6.Какой газообразный радионуклид входит в состав семейства урана-радия?

1.Радон – 220(радон).

2.Радон – 220(торон).

3.Радон – 222(торон).

4.Радон – 222(радон).

7.Какой газообразный радионуклид входит в состав семейства тория?

1.Радон – 220(радон).

2.Радон – 220(торон).

3.Радон – 222(торон).

4.Радон – 222(радон).

8.Какая группа радионуклидов семейства урана-радия представляет наибольшую опасность при внутреннем облучении?

1.Аэрозоли долгоживувщих альфа – активных радионуклидов.

2.Долгоживущие дочерние продукты распада радона.

3.Короткоживущие дочерние продукты распада радия.

4.Короткоживущие дочерние продукты распада радона

5.Альфа – активные радионуклиды.

6.Альфа - и бета – активные радионуклиды.

9.Какие радионуклиды относятся к короткоживущим дочерним продуктам распада радона?

1.Po – 220, Ra – 218, Pb – 216, Pa – 214.

2 Po - 218, Pb – 214, Bi – 214, Pb – 214.

3 Po – 216, Pb – 212, Bi – 210, Pb – 210.

4 Po – 219, Pb – 215, Bi – 211, Pb – 211.

10.Какие процессы лежат в основе явления выделения радона в рудничную атмосферу?

1.1 этап – фильтрация в порах кристаллов, 2 этап – эманирование из кристаллической решетки за счет теплового движения, 3 этап – фильтрационное распространение по макротрещинам.

2.1 этап – эманирование из кристаллической решетки за счет энергии альфа- и бета распада, 2 этап - фильтрация в порах микротрещин, 3 этап - диффузия в рудничную атмосферу по макротрещинам.

3.1 этап – эманирование из кристаллической решетки за счет энергии ядер отдачи, 2 этап – диффундирование в порах и микротрещинах, 3 этап - фильтрация по макротрещинам.

4.1 этап – диффундирование радона после его образования из ядер радия – 226 за счет альфа – распада из кристаллической решетки к границам микротрещин, 2 этап – эманирование из кристаллической решетки в микротрещины и диффундирование по ним, 3 этап - фильтрация по макротрещинам.

11.Какой радионуклид является материнским по отношению к RaA, RaB, RaC?

1.Торон.

2.Радон – 218.

3.Радон – 220.

4.Радон – 222.

12.С чем связана основная радиационная опасность дочерних короткоживущих продуктов распада радона?

1.С их способностью накапливаться в органах и тканях и формировать большую среднегодовую эффективную дозу облучения.

2.С их высокой радиационной и химической токсичностью.

3.С суммарной энергией альфа-, бета - и гамма распада этих изотопов до RaD включительно.

4.С суммарной энергией альфа – распада этих радионуклидов до RaD включительно. ++

13.Что понимается под скрытой энергией короткоживущих продуктов распада радона?

1.Энергия альфа – распада этих радионуклидов.

2 Энергия альфа -, бета -, гамма – распада этих изотопов.

3.Энергия альфа – и бета – распада радионуклидов

4.Энергия отдачи атомов при альфа – распаде, необходимая для выхода ядер радона из кристаллической решетки.

5.Энергия отдачи атомов при альфа – распаде, необходимая для выхода ядер радона из кристаллической решетки и энергия,необходимая для диффундирования их в микротрещинах.

14.Что такое среднегодовая ЭРОА?

1.Эффективная среднегодовая доза,получаемая за счет радона с определенной объемной активностью.

2.Эквивалентная среднегодовая доза,получаемая за счет радона с определенной объемной активностью.

3.Значение объемной удельной активности радона в равновесии с дочерними продуктами распада, которые имели бы такую же потенциальную энергию атомов отдачи при альфа – распаде, как и существующая смесь.

4.Значение объемной удельной активности радона в равновесии с дочерними продуктами распада, которые имели бы такую же потенциальную альфа - энергию на единицу объема, как и существующая смесь.

15.Какие процессы приводят к появлению в рудничной атмосфере аэрозолей долгоживущих изотопов естественных радиоактивных семейств?

1.Выход изотопов из кристаллической решетки за счет энергии ядер отдачи при радиоактивном распаде.

2.Диффузия и фильтрация по микро - и макротрещинам кристаллической решетки.

3.Буровзрывные, погрузочные, транспортные работы, приводящие к пылеобразованию

в рудниках.

4.Химические процессы, связанные с выщелачиванием руды.

16.Какие группы радионуклидов появляются в рудничной атмосфере за счет пылеобразования?

1.Долгоживущие продукты распада радона.

2.Долгоживущие продукты распада торона.

3.Короткоживущие продукты распада радона.

4.Долгоживущие члены уранового ряда.

17.Какие радионуклиды считаются долгоживущими членами уранового ряда, переходящими в атмосферу рудника за счет пылеобразования?

1. U – 238, Th -230, Ra – 226, Rn – 222, Po – 218.

2. U – 238, Th – 230, Ra – 226, Pb – 210, Po – 210.

3. U – 235, Po – 218, Pb – 214, Bi – 214, Te – 210.

4. U – 235, Th – 231, Ra – 226, Po – 222, Pb – 218.

18.Что определяет концентрацию долгоживущих радионуклидов в рудничной атмосфере?

1.Уровень общей запыленности, их содержание в руде, общая площадь микро – и макротрещин.

2.Уровень общей запыленности, объем буровзрывных, погрузочных и транспортных работ, наличие равновесия между членами уранового ряда.

3.Разрыхленность пород, содержание урана – 238 в руде, состояние радиоактивного равновесия между членами уранового ряда.

4.Уровень общей запыленности, содержание урана – 238 в руде, состояние радиоактивного равновесия между членами уранового ряда.

19.По какой формуле может быть определена суммарная концентрация альфа – активных долгоживущих аэрозолей в рудничной атмосфере?

1.С_а = К_Е (0,1хС_А + 0,5хС_В + 0,4хС_С), Ки/л.

2.С_а = 1,7х 10^-14 х С_U х С_П, Ки/л,

3.С_а = 16 х С_U, Ки/л.

4.С_а = 6,5 х С_U, Ки/л.

Где: - С_а - концентрация альфа – активных радионуклидов в рудничной атмосфере,

К - пересчетный коэффициент, нДж/Бк,

С_А, С_В, С_С - концентрация в воздухе RaA, RaB, RaC, Бк/м.куб,

С_П - массовая запыленность воздуха, мг/м.куб,

С_U - содержание урана – 238 в породе,%

20.По какой формуле может быть определена величина скрытой энергии альфа – активных дочерних продуктов распада радона в рудничной атмосфере?

1.Е = К_Е х (0,1хС_А + 0,5хС_В + 0,4хС_С), нДж/м.куб.

2.Е = 1,7х 10^-14 х С_U х С_П, нДж/м.куб,

3.Е = 16 х С_U, нДж/м.куб.

4.Е = 6,5 х С_U, нДж/м.куб

.

Где: - Е - величина скрытой энергии дочерних продуктов распада радона,нДж/м.куб.

К - пересчетный коэффициент, нДж/Бк,

С_А, С_В, С_С - концентрация в воздухе RaA, RaB, RaC, Бк/м.куб,

С_П - массовая запыленность воздуха, мг/м.куб,

С_U - содержание урана – 238 в породе,%

21.По какой формуле может быть определена величина мощности дозы в воздухе рудника, обусловленная бета – излучением руды?

1.Р_b = К_Е х (0,1хС_А + 0,5хС_В + 0,4хС_С), мрад/час.

2.Р_b = 1,7х 10^-14 х С_U х С_П, мрад/час,

3.Р_b = 16 х С_U, мрад/час.

4.Р_b = 6,5 х С_U, мрад/час.

.

Где: - Р_b - мощность дозы бета-излучения в воздухе рудника, мрад/час,

К - пересчетный коэффициент, нДж/Бк,

С_А, С_В, С_С - концентрация в воздухе RaA, RaB, RaC, Бк/м.куб,

С_П - массовая запыленность воздуха, мг/м.куб,

С_U - содержание урана – 238 в породе,%

22.По какой формуле может быть определена величина мощности дозы в воздухе рудника, обусловленная гамма – излучением руды?

1.Р_y = К_Е х (0,1хС_А + 0,5хС_В + 0,4хС_С), мрад/час.

2.Р_y = 1,7х 10^-14 х С_U х С_П, мрад/час,

3.Р_y = 16 х С_U, мрад/час.

4.Р_y = 6,5 х С_U, мрад/час.

.

Где: - Р_y - мощность дозы гамма-излучения в воздухе рудника, мрад/час,

К - пересчетный коэффициент, нДж/Бк,

С_А, С_В, С_С - концентрация в воздухе RaA, RaB, RaC, Бк/м.куб,

С_П - массовая запыленность воздуха, мг/м.куб,

С_U - содержание урана – 238 в породе,%

23.Дать определение стохастическому эффекту радиационного воздействия.

1.Эффекты радиационного воздействия, которые проявляются только при превышении определенного дозового предела. Тяжесть последствий таких эффектов зависит от величины полученной дозы.

2.Бесспороговые эффекты радиационного воздействия, вероятность возникновения которых существует при дозах ионизирующего излучения и возрастает с увеличением дозы, тогда как относительная тяжесть их проявления от дозы не зависит.

3.Эффекты радиационного воздействия, которые проявляются только при получении небольших доз облучения в течении длительного промежутка времени(как правило одного года). Тяжесть последствий таких эффектов зависит от величины полученной дозы.

24.Пороговые эффекты радиационного воздействия, вероятность возникновения которых существует при дозах ионизирующего излучения и возрастает с увеличением дозы, тогда как относительная тяжесть их проявления от дозы не зависит.

24.Дать определение детерминированному эффекту радиационного воздействия.

1.Эффекты радиационного воздействия, которые проявляются только при превышении определенного дозового предела. Тяжесть последствий таких эффектов зависит от величины полученной дозы.

2.Бесспороговые эффекты радиационного воздействия, вероятность возникновения которых существует при дозах ионизирующего излучения и возрастает с увеличением дозы, тогда как относительная тяжесть их проявления от дозы не зависит.

3.Эффекты радиационного воздействия, которые проявляются только при получении небольших доз облучения в течении длительного промежутка времени(как правило одного года). Тяжесть последствий таких эффектов зависит от величины полученной дозы.

4.Пороговые эффекты радиационного воздействия, вероятность возникновения которых существует при дозах ионизирующего излучения и возрастает с увеличением дозы, тогда как относительная тяжесть их проявления от дозы не зависит.

.

25.Какой группой радионуклидов в основном обусловлена суммарная энергия гамма-излучения ряда урана – радия в урановых рудниках?

1.Долгоживущими радиоизотопами - дочерними продуктами распада радона.

2.Долгоживущими радиоизотопами уранового ряда.

3.Коротоживущими продуктами распада радона.

4.Гамма – активными радиоизотопами долгоживущих изотопов уранового ряда.

26.Какому спектру соответствует спектр гамма – излучения рудничной среды?

1.Спектру бесконечной среды.

2.Спектру полубесконечной среды.

3.Спектральному составу отдельных гамма – излучателей, входящих в состав рудничного тела.

4.Спектральному составу короткоживущих изотопов уранового ряда.

27.В каком случае радиационное воздействие бета – излучения будет играть значительную роль?

1.При отсутствии радиоактивного равновесия между членами уранового ряда.

2.При наличии больших концентраций короткоживущих продуктов распада радона.

3.При ручных операциях с богатыми рудами.

4.Бета – излучение существенного значения по сравнению с гамма – излучением не имеет.

28.Какая защитная среда считается бесконечной?

1.Среда, при которой добавление любого количества материала в любом месте среды, внутри которой находятся источник и детектор, не изменят показания детектора.

2.Среда, которая образуется, если отсечь плоскостью, нормальной к прямой источник – детектор, часть среды или со стороны источника или со стороны детектора.

3.Среда, которая образуется, если отсечь часть среды как со стороны источника, так и cо стороны детектора.

4.Среда, в которой ни один из поперечных размеров (размер в плоскости,перпендикулярной прямой источник - -детектор, или параллельной ей) не может быть принят за бесконечный.

29.Какая защитная среда считается полубесконечной?

1.Среда, при которой добавление любого количества материала в любом месте среды, внутри которой находятся источник и детектор, не изменят показания детектора.

2.Среда, которая образуется, если отсечь плоскостью, нормальной к прямой источник – детектор, часть среды или со стороны источника или со стороны детектора.

3.Среда, которая образуется, если отсечь часть среды как со стороны источника, так и cо стороны детектора.

4.Среда, в которой ни один из поперечных размеров (размер в плоскости,перпендикулярной прямой источник - -детектор, или параллельной ей) не может быть принят за бесконечный.

30.Какая защитная среда считается барьерной?

1.Среда, при которой добавление любого количества материала в любом месте среды, внутри которой находятся источник и детектор, не изменят показания детектора.

2.Среда, которая образуется, если отсечь плоскостью, нормальной к прямой источник – детектор, часть среды или со стороны источника или со стороны детектора.

3.Среда, которая образуется, если отсечь часть среды как со стороны источника, так и cо стороны детектора.

4.Среда, в которой ни один из поперечных размеров (размер в плоскости,перпендикулярной прямой источник - -детектор, или параллельной ей) не может быть принят за бесконечный.

31.Какая защитная среда считается ограниченной?

1.Среда, при которой добавление любого количества материала в любом месте среды, внутри которой находятся источник и детектор, не изменят показания детектора.

2.Среда, которая образуется, если отсечь плоскостью, нормальной к прямой источник – детектор, часть среды или со стороны источника или со стороны детектора.

3.Среда, которая образуется, если отсечь часть среды как со стороны источника, так и cо стороны детектора.

4.Среда, в которой ни один из поперечных размеров (размер в плоскости,перпендикулярной прямой источник - -детектор, или параллельной ей) не может быть принят за бесконечный.

32.Какие допустимые уровни радиационных факторов устанавливаются для персонала уранодобывающих и перерабатывающих предприятий и расположенного в контакте с данными предприятия населением?

1.Мощнось дозы(экспозиционной, поглощенной), допустимое поступление радионуклидов через органы дыхания(дочерних продуктов радона и торна, долгоживущих альфа – активных нуклидов ряда урана и тория), допустимые концентрации радионуклидов в воздухе(дочерних продуктов распада радона и торона, долгоживущих альфа – активных радионуклидов ряда урана и тория, допустимая степень загрязненности поверхностей альфа – активными радионуклидами.

2.Мощнось дозы(экспозиционной, поглощенной), допустимое поступление радионуклидов через органы дыхания(дочерних продуктов радона и торна, долгоживущих альфа – активных нуклидов ряда урана и тория), допустимые концентрации радионуклидов в воздухе(дочерних продуктов распада радона и торона, долгоживущих альфа – активных радионуклидов ряда урана и тория, допустимая степень загрязненности поверхностей альфа – активными радионуклидами, допустимое время пребывания населения на открытой местности.

3.Мощнось дозы(экспозиционной, поглощенной), допустимое поступление радионуклидов через органы дыхания(дочерних продуктов радона и торна, долгоживущих альфа – активных нуклидов ряда урана и тория), допустимые концентрации радионуклидов в воздухе(дочерних продуктов распада радона и торона, долгоживущих альфа – активных радионуклидов ряда урана и тория, допустимое время пребывания населения на открытой местности.

4.Мощнось дозы(экспозиционной, поглощенной), допустимое поступление радионуклидов через органы дыхания(дочерних продуктов радона и торна, долгоживущих альфа – активных нуклидов ряда урана и тория), допустимые концентрации радионуклидов в воздухе(дочерних продуктов распада радона и торона, долгоживущих альфа – активных радионуклидов ряда урана и тория.

33.Какой фактор является определяющим при оценке радиационной опасности загрязнения поверхностей рудничной пылью?

1.Альфа – активность руды.

2.Бетта – активность руды.

3.Гамма – активность руды.

4.Средняя энергия гамма – излучения долгоживущих нуклидов уранового ряда.

34.Может ли степень загрязнения рук в течение рабочей смены превышать степень загрязнения рабочих поверхностей?

1.Да.

2.Нет.

35.Во сколько раз степень загрязнения рук в условиях уранового рудника может превышать степень загрязнения поверхностей?

1.Степени загрязнения рук и поверхностей равны.

2.Степень загрязнения рук обычно меньше степени загрязнения поверхностей.

3.В 2 - 3 раза.

4.В 100 – 1000раз.

36.С чем связана радиационная опасность загрязнения внутренних и наружных поверхностей помещений, оборудования и инструмента радиоактивными веществами?

1.С дополнительным наружным облучением персонала.

2.С опасностью радиационных поражений кожи.

3.С возможностью переноса РВ на поверхность кожи и спецодежды.

4.С возможностью переноса РВ на поверхность тела и спецодежды и поступления в воздушную среду долгоживущих нуклидов.

37.Как рассчитывается уровень загрязнения рабочих поверхностей альфа – активными веществами?

1. N = 3m_р x C_U, част/см.кв х мин,

2 N = A x Г_y x Cu / R² , част/см.кв х мин.

3 N = 136 x (C_k + C_D), част/мин.х см.кв,

4 N = 13,6 x (C_k + C_D) x C_U,част/см.кв х мин.

где: N – степень загрязнения поверхности,част/см.квхмин,

m_p – массовое количество руды на единицу поверхности,г/см.кв,

А – активность радионуклида, Ки,

Г_Y – гамма постоянная нуклида,

С_U – среднее равновесное содержание урана в руде,%

Сk – содержание в руде короткоживущих нуклидов,%,

С_D – содержание в руде долгоживущих нуклидов,%.

38.Каков допустимый уровень общего радиоактивного загрязнения неповрежденной кожи, внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты?

1.Отдельные и другие альфа – активные нуклиды - 1 част/см.кв.х мин, бета – активные нуклиды – 100 част/см.кв х мин.

2.Отдельные и другие альфа – активные нуклиды - 5 част/см.кв.х мин, бета – активные нуклиды – 200 част/см.кв х мин.

3.Отдельные и другие альфа – активные нуклиды - 1 част/см.кв.х мин, бета – активные нуклиды – 200 част/см.кв х мин.

4.Отдельные и другие альфа – активные нуклиды - 5 част/см.кв.х мин, бета – активные нуклиды – 100 част/см.кв х мин.

39.Каков допустимый уровень общего радиоактивного загрязнения основной спецодежды, внутренней поверхности дополнительных средств защиты?

1.Отдельные альфа – активные нуклиды - 5 част/см.кв. х мин, другие альфа – активные нуклиды - 20 част/см.кв.х мин, бета – активные нуклиды – 10000 част/см.кв х мин.

2.Отдельные и другие альфа – активные нуклиды - 25 част/см.кв.х мин, бета – активные нуклиды – 2000 част/см.кв х мин.

3.Отдельные альфа – активные нуклиды - 5 част/см.кв. х мин, другие альфа – активные нуклиды - 20 част/см.кв.х мин, бета – активные нуклиды – 800 част/см.кв х мин.

4.Отдельные и другие альфа – активные нуклиды - 5 част/см.кв.х мин, бета – активные нуклиды – 200 част/см.кв х мин.

40.Какие альфа – активные нуклиды относятся к «отдельным» при установлении допустимых уровней загрязнения поверхностей?

1.Допустимая концентрация которых может превышать ALI^ingest для категории В.

2.Допустимая концентрация которых может превышать ALI^inhal для категории А

3.Допустимая концентрация которых в воздухе рабочих помещений превышает 0,3 Бк/м.куб..

4.Допустимая концентрация которых в воздухе рабочих помещений меньше 0,3 Бк/м.куб..

41.Какие применяются методы контроля степени загрязнения поверхностей радиоактивными веществами?

1Прямой(с помощью переносных приборов) и косвенный(с помощью сигнальных установок).

2Прямой и расчетный.

3.Прямой и методом «мазков».

4.Прямой - с помощью переносных и стационарных приборов радиационного контроля.

42.Каким методом целесообразно проводить контроль степени загрязнения кожных поверхностей и спецодежды?

1.Прямым методом с помощью переносных приборов радиационного контроля. +

2.Прямым методом с помощью стационарных систем радиационного контроля.

3.Прямым методом с помощью стационарных и переносных приборов радиационного контроля.

4.Методом «мазков».

43.Каким методом целесообразно проводить контроль степени загрязнения рабочих поверхностей помещений и оборудования?

1.Прямым методом с помощью переносных приборов радиационного контроля.

2.Прямым методом с помощью стационарных систем радиационного контроля.

3.Прямым методом с помощью стационарных и переносных приборов радиационного контроля.

4.Методом «мазков».

44.Какие бывают «мазки»?

1.Сухие.

2.Влажные.

3.Сухие и влажные.

45.Скакой площади исследуемой поверхности берется «мазок» при определении степени ее загрязненности радиоактивными веществами?

1.100 кв.см.

2.150 кв.см.

3.200 кв.см.

4.250 кв.см.

46.Каков порядок определения степени загрязнения поверхностей РВ методом «мазков»?

1.Взятие мазка, высушивание его в сушильном шкафу, радиометрическое определение скорости счета, расчет степени загрязнения.

Дата добавления: 2014-11-29