1. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Назовите три основных принципа обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения согласно НРБ-99.

 а) Непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения.

 б) Запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых получения для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением.

 в) Снижение риска переоблучения населения путем уменьшения активности водных выбросов с АС.

 г) Поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения.

 д) Обеспечение контроля за эксплуатацией всех источников излучения и утилизацией их после окончания срока эксплуатации в соответствии с требованиями нормативной документации.

Правильный ответ:

а) Непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения.

б) Запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых получения для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением.

г) Поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения.

                                                                                                                   (НРБ-99)

2. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

Укажите какое из перечисленных видов излучения обладает наибольшей проникающей способностью?

 а)  g – излучение.

 б)  a - излучение.

 в)  b - излучение.

Правильный ответ:

а)  g  – излучение.                

                   (НРБ - 99)

 Альфа-частицы (a ) представляют собой ядра атомов гелия и состоят из двух протонов и двух нейтронов. Альфа-частица, следовательно, обладает двумя единицами положительного заряда и атомным весом, равным 4 атомным единицам массы. Кинетическая энергия альфа-частиц составляет от 3 до 9 МэВ. Электронвольт (эВ) – единица энергии, используемая в ядерной физике. Она равна кинетической энергии, которую приобретает электрон, проходя разность потенциалов в 1 вольт.( 1эВ = 1,6´ 10^-12эрг; 1эрг = 10^-7Дж; 1Дж = 10⁷эрг; 1 МэВ = 10⁶эВ; 1кэВ =10³эВ). Альфа-частица, вылетающая из распадающегося ядра, испытывает на своем пути многочисленные столкновения с атомами вещества, расходуя энергию на их ионизацию (срывание электронов с оболочек).

Вторым процессом отдачи энергии заряженной частицей (альфа, бета) является испускание этой частицей при торможении (уменьшении кинетической энергии) гамма-квантов - фотонного излучения с непрерывным спектром (энергетический спектр – распределение частиц по энергиям). Иначе это излучение называется “тормозным” излучением.

Бета-частицы (b ) представляют собой электроны или позитроны. Бета-излучение с отрицательным зарядом называется электронным, а с положительным - позитронным.

В некоторых случаях ядро, образующееся в результате радиоактивного распада, может оказаться в возбужденном состоянии. Переход ядер из возбужденного состояния в невозбужденное сопровождается испусканием электрически нейтральных гамма-квантов (электромагнитное излучение).

Кроме того, процессами образования фотонного излучения являются:

• непосредственное деление тяжелого ядра на осколки;
• торможение заряженных частиц в веществе (см. п. 3.3; 3.4);
• аннигиляция частиц – превращение частицы и античастицы в фотон ();
• характеристическое излучение – фотонное излучение с дискретным спектром, возникающее при изменениях энергетического состояния электронов атомов (переходах электронов с одной орбиты на другую).

Скорость распространения гамма-излучения равна скорости света, фотоны существуют только в движении. Энергия гамма-иэлучения может достигать 10 МэВ.

Б.3.5.2 Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью. При его взаимодействии с веществом различают, в основном, три процесса:

• рассеяние на электронах;
• Комптон – эффект;
• фотоэлектрическое поглощение - фотоэффект и образование пар.

Б.3.5.2.1 Комптон - эффект --- взаимодействие гамма-квантов с электронами, в результате которого гамма-кванты рассеиваются, т.е. меняют направление своего движения. При комптоновском рассеянии гамма-квант передает также часть своей энергии электрону.

Б.3.5.2.2 Фотоэффект - это взаимодействие гамма-кванта с электронной оболочкой атома, при котором энергия гамма-кванта передается одному из электронов (вырываемому из атома) в виде кинетической энергии за вычетом энергии связи электрона в атоме. Электрон, удаленный таким образом из атома, называется фотоэлектроном.

Б.3.5.2.3 Эффект образования пар - это превращение гамма-кванта с энергией более 1,02 МэВ в поле ядра или другой частицы в пару электрон-позитрон с последующей аннигиляцией позитрона и испусканием гамма-излучения с энергией 0,51 МэВ.

Проникающая способность гамма-излучения зависит от его энергии и плотности вещества. Для защиты от гамма-излучения в основном, применяют тяжелые материалы: свинец, бетон, железо и т.п.

3. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Укажите, какое из перечисленных видов излучения наиболее вредно для живого организма при одинаковой энергии, переданной ему излучением?

 а) Нейтронное излучение с энергией < 10 МэВ.

 б) Нейтронное излучение с энергией > 2 КэВ.

 в) b - излучение любых энергий.

 г)  g - излучение любых энергией.

Правильный ответ:

б) Нейтронное излучение с энергией > 2 кЭв.         

                                                                      (НРБ – 99) 

4. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Соотнесите измеряемым величинам из левого столбца их единицы измерения из правого столбца?

 а) Доза поглощения                  1) Беккерель

 б) Доза эффективная                2) Грей

 в) Активность                           3) Зиверт

Правильный ответ:

  а) - 2);

  б) - 3);

  в) - 1);                

                   (НРБ – 99)

Основными понятиями, используемыми в дозиметрии, являются: дозы, мощности доз, активность, плотность потока, гамма-постоянная, период полураспада.

Б.4.1 Дозы – количественные меры эффектов воздействия ионизирующих излучений на единицу массы.

Б.4.1.1 Поглощенная доза “Д” – средняя энергия, переданная излучением веществу (поглощенная в веществе), находящемуся в элементарном объеме, деленная на массу вещества в этом объеме: .

Единицы измерения:

• в системе СИ

Грей; 1 Гр = ; 

• во внесистемных единицах

рад; 1 рад =  =  = 10^-2 Гр; 1 Гр = 100 рад.

 Б.4.1.2 Эквивалентная доза “H” – средняя поглощенная доза в органе или ткани “Т”, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент W_R данного излучения R:

H_T, R = W_R ´  Д_Т, R.,где:

Д_Т, R - средняя поглощенная доза в органе или ткане T;

W_R  - взвешивающий коэффициент для излучения R.

Эта величина служит для учета вредных эффектов биологического действия различных видов ИИ при хроническом облучении человека малыми дозами. Она учитывает опасность действия различных видов излучений при одной и той же переданной энергии (поглощенной дозе).

W_R – численные коэффициенты, используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучений в индуцировании биологических эффектов. Они отражают способность данного вида излучения повреждать ткани организма, характеризуют их ионизационную способность и являются функцией количества переданной излучением энергии на единицу пути (клетку организма). Общая эквивалентная доза для излучений с разными W_R равна сумме эквивалентных доз от этих излучений:

H_T = å H_Т, R.

Единицы измерения эквивалентной дозы:

• в системе СИ

Зиверт, 1 Зв = ;

• во внесистемных единицах

бэр, 1 бэр =  (биологический эквивалент рада). 

Так как 1 рад = 10^-2 Гр; 1 бэр = 10^-2 Зв; 1 Зв = 100 бэр.

Таблица Б.1 - Величины взвешивающих коэффициентов

Фотонное и бета-излучение любых энергий -1

Нейтронное излучение с энергией < 10 кэВ - 5

Нейтронное излучение с энергией 10¸ 100 кэВ и 2¸ 20 МэВ - 10

Нейтронное излучение с энергией 100 кэВ¸ 2 МэВ и альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра - 20

 Б.4.1.3 Эффективная доза “Е” – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека (воздействие эквивалентной дозы) или отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она равна сумме произведений эквивалентных доз H_T в различных органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты W_T :

, где

H_T - эквивалентная доза в органе или ткане T;

W_T - взвешивающий коэффициент для органа, ткани.

Единица измерений - Зв (Зиверт).

Величина вводится для учета суммарного эффекта для организма полученных его органами (тканями) эквивалентных доз (с учетом различной чувствительности органов (тканей) к одним и тем же эквивалентным дозам).

W_T - коэффициенты для ткани (органа) T, множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей к облучению, возникновению стохастических эффектов. Характеризуют отношение риска стохастического эффекта облучения данного органа (ткани) к суммарному риску стохастического эффекта при равномерном облучении всего тела.

Таблица Б.2 - Значения взвешивающих коэффициентов для тканей и органов:

Гонады 0,2

Мочевой пузырь 0,05

Кожа 0,01

Красный костный мозг 0,12

Грудная железа 0,05

Клетки костных поверхностей 0,01

 Толстый кишечник 0,12

Печень 0,05

Остальные* 0,05

Легкие 0,12

Пищевод 0,05

Весь организм 1

Желудок 0,12

Щитовидная железа 0,05

 Примечание:

*К “остальным” органам и тканям относятся: надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечная ткань, поджелудочная железа, селезенка, вилочковая железа, матка.

Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Единица годовой эффективной дозы - Зиверт.

.4.1.5 Экспозиционная доза “X” – отношение приращения суммарного заряда “dQ” всех ионов одного знака, возникающих в элементарном объеме воздуха при полном торможении всех вторичных электронов, образованных фотонами, к массе воздуха в этом объеме:

Понятие вводится для оценки эффекта действия гамма-излучения в воздухе, измерения этого эффекта. В “НРБ” понятие уже не используется, однако рассматривается здесь, т.к. его единицы измерения применяются в справочной литературе и в них же отградуированы многие приборы.

Единицы измерения:

• в системе СИ

;

• во внесистемных единицах

Рентген, 1 р = ; р.

1 р – заряд в 1 электростатическую единицу заряда СГСЭ, образованный в 1 см³ воздуха, находящегося при нормальных условиях (температуры и влажности). Масса 1 см³ воздуха – 0,001293 г.

В биологической ткани дозе в 1 р соответствует поглощенная доза 0,96 рад и, следовательно, (т.к. W_R = 1 для гамма-излучения), эквивалентная доза 0,96 бэр.

Б.4.1.6 Мощности дозы (МД) – отношения приращений доз (поглощенной, эквивалентной, эффективной или экспозиционной – dД, dH, dE или dX соответственно) за интервал времени “dt” к этому интервалу:

; ; ;

В качестве интервала времени берутся: час; сутки; год; минута; секунда. Величины являются скоростями набора доз.

Соотношения между наиболее часто встречающимися единицами измерений:

; ; ;

; .

Активность - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени; активность А задается в виде:

где dN - ожидаемое число самопроизвольных (спонтанных) ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. В системе СИ единицей измерения активности является обратная секунда, с^-1, имеющая специальное название Беккерель (Бк):

1 Бк = 1 ^расп/_с.

Внесистемная единица- Кюри (Ки): 1 Ки = 3,7´ 10¹⁰ Бк ; 1 Бк = 2,7´ 10^-11 Ки.

5. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

  Назовите основной предел эффективной дозы для персонала (группы А) согласно НРБ - 99?

 а) 20 мЗв в год.

 б) 50 мЗв в год.

 в) 20 мЗв в год и не более 200 мЗв за любые последовательные 10 лет.

 г) 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более
    50 мЗв в год.

Правильный ответ:

 г) 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более
    50 мЗв в год.

                                                                 (НРБ – 99)

6. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

Какое из ниже перечисленных условий не является организационным мероприятием проведения работ в условиях радиационной опасности?

 а) Оформление работ дозиметрическим нарядом или распоряжением.

 б) Подготовка рабочего места и допуск к работе.

 в) Надзор при выполнении работы.

 г) Учет вносимого и выносимого из зоны работ инструмента, оснастки и приспособления.

Правильный ответ:

г) Учет вносимого и выносимого из зоны работ инструмента, оснастки и приспособления.

                                                                           (НРБ - 99)

7. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

Укажите допустимый уровень загрязнения b - активными нуклидами поверхности постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования.

 а) 200

 б) 2000

 в) 8000

 г) 10000

Правильный ответ: 

б) 2000                                          

                                                                           (НРБ - 99)

8. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Укажите контрольный уровень загрязнения неповрежденной кожи и спецбелья b активными нуклидами установленными на САЭС.

  а) Не допускается.

 б) 100 

  в) 500

  г) 800

Правильный ответ:

б) 100                                            

                                                                                (НРБ - 99)

9. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Какое максимальное планируемое облучение персонала группы А допускается НРБ –99 при ликвидации или предотвращения аварии с оформлением в установленном порядке?

 а) 50 мЗв/год (5 бэр/год).

 б) 100 мЗв/год (10 бэр/год).

 в)  200 мЗв/год (20 бэр/год).

 г) 250 мЗв/год (25 бэр/год).

Правильный ответ:

 в)  200 мЗв/год (20 бэр/год).                            

                          (НРБ -99)

Облучение аварийное - облучение человека в результате радиационной аварии.

Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные дозовые пределы, с целью предупреждения возникновения и дальнейшего развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.

Персонал - лица, работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А ) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б ).

 Планируемое повышенное облучение персонала группы А выше ПД запрещается в режиме нормальной эксплуатации. Оно может быть разрешено в случае ликвидации или предотвращении аварии при соблюдении следующих условий:

14.4.1 Отсутствие возможности принятия мер, исключающих превышение ПД персонала, необходимость спасения жизни людей и (или) предотвращения их облучения.

14.4.2 Назначение планируемого повышенного облучения только лицам старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

14.4.3 Наличие разрешения на планируемое повышенное облучение:

• в эффективной дозе до 100 мЗв (10 бэр) и эквивалентных дозах не более двухкратных значений, приведенных в таблице 14.1 - территориальных органов госсанэпиднадзора;
• в эффективной дозе до 200 мЗв (20 бэр) и эквивалентных дозах не более четырехкратных значений, приведенных в таблице 14.1 - федерального органа госсанэпиднадзора.

14.4.4 Отсутствие среди работников, которым планируется назначение повышенных доз, лиц:

• получивших ранее в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения эффективную дозу 200 мЗв (20 бэр) или эквивалентную дозу, превышающую в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в таблице 14.1;
• имеющих медицинские противопоказания для работы с ИИ.

14.4.5 Лица, подвергнувшиеся однократному облучению в эффективной дозе 100 мЗв (10 бэр), в дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе более 20 мЗв (2 бэр) в год. Однократное облучение дозой более 200 мЗв (20 бэр) рассматривается как потенциально опасное. Лица, получившие такие дозы, должны быть немедленно выведены из зоны облучения с направлением на медицинское обследование. Последующая работа с ИИИ для них могут быть разрешены в индивидуальном порядке по решению компетентной медицинской комиссии.

10. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Кто определяет необходимость назначения наблюдающего при выполнении работ по дозиметрическому наряду?

 а) Лицо, выдающее наряд.

 б) Дежурный дающий разрешение на подготовку рабочего места.

 в) Начальник смены РБ.

 г) Руководитель работ.

Правильный ответ:

 а) Лицо, выдающее наряд.     

                                                                      (НРБ -99)

11. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

Эффективная (эквивалентная) доза облучения для персонала составляет:

 а) 20 мЗв (2 бэр) в год.

 б) 50 мЗв (5 бэр) в год в среднем за любые последовательные 5 лет.

 в) 20 мЗв (2 бэр) в год в среднем за любые последовательные 5 лет.

 г) 20 мЗв (2 бэр) в год в среднем за любые последовательные 5 лет,

    но не более 50 мЗв (5 бэр) в год.

Правильный ответ:

 г) 20 мЗв (2 бэр) в год в среднем за любые последовательные 5 лет,
     но не более 50 мЗв (5 бэр) в год.   

                            (Инструкция по РБ на САЭС, гл.14)

Нормы РБ (НРБ) устанавливают три класса нормативов:

• основные дозовые пределы (ПД);
• допустимые уровни (ДУ) воздействия излучений, являющиеся производными от основных дозовых пределов (пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности в питьевой воде (УВ_нас) и т.д.).
• контрольные уровни (КУ) – устанавливаемые администрацией по согласованию с органами госсаннадзора значения контролируемых параметров, учитывающие достигнутый уровень РБ и обеспечивающие условия, при которых радиационное воздействие меньше допустимого.

14.2 Предел дозы (ПД) - величина годовой эффективной (или эквивалентной) дозы техногенного облучения (от внешнего и внутреннего), которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы (ПГД) предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических при этом сохраняется на приемлемом уровне.

Эти пределы не включают в себя дозы от природных и медицинских ИИИ, а также дозы, полученные вследствие радиационных аварий, на которые устанавливаются специальные ограничения.

Годовая эффективная доза облучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения за календарный год и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период.

Таблица 14.1 - Основные дозовые пределы ???????????????????????????

1 Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам

2 Основные пределы доз, как и все остальные ДУ и КУ облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А.

 Эффективная доза облучения природными источниками в производственных условиях не должна превышать 5мЗв (0,5бэр) в год.

14.3.2 Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с ИИИ, эквивалентная доза в коже на поверхности нижней части живота не должна превышать 1 мЗв (0,1 бэр) в месяц, а поступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 предела годового поступления для персонала. При этом эквивалентная доза облучения плода за два месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв (0,1 бэр). При установлении беременности женщина должна проинформировать администрацию. Администрация обязана перевести беременную женщину на работы не связанные с ИИИ, со дня ее информирования о факте беременности, на весь период беременности и грудного вскармливания ребенка.

14.3.3 Студенты и учащиеся старше 16 лет, проходящие профессиональное обучение с использованием ИИИ, не должны подвергаться облучению выше уровней, установленных для персонала группы Б.

12. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Эффективная (эквивалентная) доза облучения персонала за период трудовой деятельности (50 лет) не должна превышать:

 а) 250 мЗв     (25 бэр).

 б) 500 мЗв    (50 бэр).

 в) 1000 мЗв  (100 бэр).

 г) 2000 мЗв  (200 бэр).

Правильный ответ:

 в) 1000 мЗв  (100 бэр).                                          

       (Инструкция по РБ на САЭС, гл.14.3.1.) 

13. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

Укажите категории лиц, которым запрещено назначение планируемого  повышенного облучения:

 а) Лица, получившие в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения эффективную дозу 100 мЗв  (10 бэр).

б) Лица, имеющие медицинские противопоказания для работы с ионизирующими источниками.

в) Лица, получившие ранее в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения эффективную дозу 150 мЗв  (15 бэр).

г) Лица, получившие ранее в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения эффективную дозу 200 мЗв (20 бэр).

Правильный ответ:

б) Лица, имеющие медицинские противопоказания  для работы с ионизирующими источниками.

г) Лица, получившие ранее в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения эффективную дозу 200 мЗв (20 бэр).

                                         (Инструкция по РБ на  САЭС, гл.14.4)

14.4 Планируемое повышенное облучение персонала группы А выше ПД запрещается в режиме нормальной эксплуатации. Оно может быть разрешено в случае ликвидации или предотвращении аварии при соблюдении следующих условий:

14.4.1 Отсутствие возможности принятия мер, исключающих превышение ПД персонала, необходимость спасения жизни людей и (или) предотвращения их облучения.

14.4.2 Назначение планируемого повышенного облучения только лицам старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

14.4.3 Наличие разрешения на планируемое повышенное облучение:

• в эффективной дозе до 100 мЗв (10 бэр) и эквивалентных дозах не более двухкратных значений, приведенных в таблице 14.1 - территориальных органов госсанэпиднадзора;
• в эффективной дозе до 200 мЗв (20 бэр) и эквивалентных дозах не более четырехкратных значений, приведенных в таблице 14.1 - федерального органа госсанэпиднадзора.

14.4.4 Отсутствие среди работников, которым планируется назначение повышенных доз, лиц:

• получивших ранее в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения эффективную дозу 200 мЗв (20 бэр) или эквивалентную дозу, превышающую в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в таблице 14.1;
• имеющих медицинские противопоказания для работы с ИИ.

14. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

Наличие согласия территориального органа Госсанэпиднадзора требуется на планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до:

 а) 50 мЗв (5 бэр).

 б) 100 мЗв (10 бэр).

 в) 150 мЗв (15 бэр).

 г) 200 мЗв (20 бэр).

Правильный ответ:

б) 100 мЗв (10 бэр)                                       

 (Инструкция по РБ на САЭС, гл.14.4.3)

Наличие разрешения на планируемое повышенное облучение:

• в эффективной дозе до 100 мЗв (10 бэр) и эквивалентных дозах не более двухкратных значений, приведенных в таблице 14.1 - территориальных органов госсанэпиднадзора;
• в эффективной дозе до 200 мЗв (20 бэр) и эквивалентных дозах не более четырехкратных значений, приведенных в таблице 14.1 - федерального органа госсанэпиднадзора.

15. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Кем устанавливаются контрольные уровни воздействия облучения?

 а) Территориальными органами Госсанэпиднадзора.

 б) Администрацией АЭС по согласованию с органами Госсанэпиднадзора.

 в) Эксплуатирующей организацией по согласованию с федеральными органами

     Госсанэпиднадзора.

 г) Эксплуатирующей организацией по согласованию с МСЧ.

Правильный ответ:

 б) Администрацией АЭС по согласованию с органами

     Госсанэпиднадзора.                                                   

                            (Инструкция по РБ на САЭС, гл.14.1)

 Допвопрос: Для чего контрольные уровни и кто их устанавливает?

Подсказка: Не только для оперативного контроля

• контрольные уровни (КУ) – устанавливаемые администрацией по согласованию с органами госсаннадзора значения контролируемых параметров, учитывающие достигнутый уровень РБ и обеспечивающие условия, при которых радиационное воздействие меньше допустимого.

.Для чего контрольные уровни установлены на САЭС ?

В инструкции РБ-1 приводятся основные, наиболее часто встречающиеся значения ДУ и КУ.

14.7 Значения ДУ и КУ (обеспечивающие непревышения ПГД при многофакторном воздействии):

Таблица 14.3 - Пределы среднегодовых эффективных доз

Для отдельных органов определяется с учетом взвешивающих коэффициентов (смотри Приложение Б)

Таблица 14.4 - Пределы мощностей доз внешнего излучения

Таблица 14.5 - Допустимые уровни радиоактивных загрязнений

16. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Перечислите три класса нормативов, устанавливаемых для категорий облучаемых лиц нормами РБ:

 а) _______________________________ 

 б) _______________________________

 в) _______________________________

Правильный ответ:

а) Основные дозовые пределы (ПД).

б) Допустимые уровни (ДУ).

в) Контрольные уровни (КУ).                             

                                              (Инструкция по РБ на САЭС, гл.14.1)

17. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Назовите значения допустимого и контрольного уровня газоаэрозольных выбросов (ИРГ).

 а) ДУ -            Ku/сут*1000 мВт.

 б) КУ -           Ku/сут*1000 мВт.

Правильный ответ:

а) ДУ - 500 Ku/сут*1000 мВт

б) КУ -  350 Ku/сут*1000 мВт                              

                                                      (Инструкция по РБ на САЭС)

18. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Перечислите основные принципы, которыми необходимо руководствоваться для обеспечения РБ при нормальной эксплуатации источников излучения:

 а) ____________________

 б) ____________________

 в) ____________________

Правильный ответ:

 а) Принцип нормирования.

 б) Принцип обоснования.

 в) Принцип оптимизации.                                    

                       (НРБ – 99 п.2.5)

Пункт 2.5 НРБ: (выписан для обучения) Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

 

-непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования)

 

-запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения , при которых полученная для человека и и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением .(принцип обоснования)

• -поддержание на возможно низком и достижимом уровне сучетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использования любого источника излучения (принципп оптимизации)

19. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Из предложенного перечня укажите тот, в котором приведены единицы измерения поглощенной дозы:

 а) Грей, рад, Дж/кг

 б) Бэр, Зиверт, Гр/Wr

 в) Ku(кюри), Бк (беккерель)

 г) Кл/кг, рентген

Правильный ответ:

 а) Грей, рад, Дж/кг.                                              

                   ( Инструкция по РБ на САЭС, п.6.4)

20. Раздел: Радиационная безопасность.

 Вопрос:

 Укажите правильное определение "поглощенной дозы":

 а) – это отношение величины полного заряда ионов к величине объема воздуха, в котором возник этот заряд.

 б) – это максимальная энергия, переданная излучением в некотором объеме, отнесенная к величине этого объема.

 в) это средняя энергия, переданная излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, деленная на массу вещества в этом объеме.

 г) – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения тела человека.

Правильный ответ:

в) это средняя энергия, переданная излучением  веществу, находящемуся в элементарном объеме, деленная на массу вещества в этом объеме.

          (Инструкция по РБ на САЭС,   п.6.4.1.1)                                                                                                                   

21. Раздел: Радиационная безопасность.

 Вопрос:

 Перечислите виды излучения, связанные с р/а распадом:

  а) _________________

 б) _________________

 в) _________________

 г) _________________ 

Правильный ответ:

 а) a - излучение

 б) b - излучение

 в)  - излучение

 г) n - излучение   

                                            (Инструкция по РБ на САЭС)

22. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Какой вид имеет зависимость р/а распада от времени?

 а) Линейная.

 б) Экспоненциальная.

 в) Пароболическая.

 г) Синусоидальная.

Правильный ответ:

 б) Экспоненциальная.

   («Закон радиоактивного распада»)

23. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Какие виды излучения являются корпускулярными?

 а) a - излучение.

 б) b - излучение.

 в) Рентгеновское излучение.

 г)  - излучение.

Правильный ответ:

 а) a - излучение

 б) b - излучение             (Иэс – 023 - ОРБ)

24. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Продуктом взаимодействия какого вида излучения с веществом являются фотоэффект, комптон эффект, образование пар?

 а) a - излучение.

 б) b - излучение.

 в  - излучение.

 г) n – излучение.

Правильный ответ:

 в) - излучение.

                     (ИЭс – 023 – ОРБ, п.Б 3.5)

 Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью. При его взаимодействии с веществом различают, в основном, три процесса:

• рассеяние на электронах;
• Комптон – эффект;
• фотоэлектрическое поглощение - фотоэффект и образование пар.

Б.3.5.2.1 Комптон - эффект --- взаимодействие гамма-квантов с электронами, в результате которого гамма-кванты рассеиваются, т.е. меняют направление своего движения. При комптоновском рассеянии гамма-квант передает также часть своей энергии электрону.

Б.3.5.2.2 Фотоэффект - это взаимодействие гамма-кванта с электронной оболочкой атома, при котором энергия гамма-кванта передается одному из электронов (вырываемому из атома) в виде кинетической энергии за вычетом энергии связи электрона в атоме. Электрон, удаленный таким образом из атома, называется фотоэлектроном.

Б.3.5.2.3 Эффект образования пар - это превращение гамма-кванта с энергией более 1,02 МэВ в поле ядра или другой частицы в пару электрон-позитрон с последующей аннигиляцией позитрона и испусканием гамма-излучения с энергией 0,51 МэВ.

25. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

г) n – излучение. 

Правильный ответ:

 г) n – излучение. 

              Б.3.6 Нейтронное излучение возникает в результате ядерных реакций. Основным источником нейтронов является ядерный реактор.

Б.3.6.1 В зависимости от энергии нейтроны делятся на 3 группы: тепловые (с энергией менее 0,4 эВ), промежуточные (от 0,4 эВ до 500 кэВ) и быстрые (свыше 500 кэВ).

Б.3.6.2 При взаимодействии нейтронов с веществом, происходят следующие процессы:

• упругое рассеяние : нейтроны при прохождении через вещество взаимодействуют только с ядрами атомов, этот процесс аналогичен столкновению двух шаров. При упругом рассеянии происходит перераспределение кинетической энергии с изменением направления движения. Так как максимальная передача энергии возможна при столкновении двух одинаковых по массе “шаров”, то наибольшая передача энергии, т.е. замедление нейтронов, происходит при столкновениях их с ядрами наиболее близкими по массе к нейтрону – ядрами водорода. Поэтому наилучшими замедлителями нейтронов являются вещества, содержащие большое количество водорода;
• неупругое рассеяние : ядро вещества, на котором это рассеяние происходит, переходит в возбужденное состояние. Переход ядра в основное состояние сопровождается испусканием гамма-квантов;
• радиационный захват : ядро захватывает нейтрон с образованием нового ядра и с испусканием гамма-квантов;
• активация : ядро захватывает нейтрон с испусканием других частиц, т.е. образующийся изотоп становится радиоактивным;
• деление : при поглощении нейтронов ядрами тяжелых элементов, эти ядра делятся на два осколка с освобождением новых нейтронов.

Б.3.6.3 Вероятность различного типа взаимодействия нейтронов с ядрами зависит от их энергий и атомного веса ядра (нуклида).

Быстрые нейтроны, в основном, испытывают рассеяние, а тепловые – захватываются ядрами атомов.

Защита от нейтронов преследует цель замедления быстрых нейтронов с последующим поглощением тепловых и, как правило, является комбинированной. Применяются материалы, обладающие высокой замедляющей способностью (вода, парафин, графит) и высокой поглощающей способностью (бор, кадмий).                           

26. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Для защиты от какого вида излучения применяются тяжелые материалы (свинец, бетон, железо)?

  а) a - излучение.

 б) b - излучение.

 в)  - излучение.

 г) n – излучение.

Правильный ответ:

 в)  - излучение.

       (ИЭс – 023 – ОРБ, п.Б 3.5.2)                                          

27. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Для защиты от какого вида излучения применяются легкие материалы (аллюминий, плексиглас и т.п.?

 а) a - излучение.

 б) b - излучение.

 в)  - излучение.

 г) n – излучение.

Правильный ответ:

 б) b - излучение.

      (ИЭс – 023 – ОРБ, п.Б 3.5.4)                                                    

28. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Какое облучение наиболее опасно для организма?

 а) Внутренне облучение.

 б) Внешнее облучение.

 в) Внешнее безконтактное.

Правильный ответ:

 а) Внутренне облучение.

            (ИЭс-023–ОРБ, п.4.1)                                                      

29. Раздел: Радиационная безопасность.

 Вопрос:

 Как изменяется поражающее действие ионизирующего излучения?

 а) Возрастает с ростом мощности дозы.

 б) Уменьшается с ростом мощности дозы.

 в) Возрастает при получении доз малыми порциями.

 г) Уменьшается при получении доз малыми порциями.

 д) Равнозначно для всех органов и участков тела.

 е) Различно для конечностей и внутренних органов.

Правильный ответ:

 а) Возрастает с ростом мощности дозы.

 г) Уменьшается при получении доз малыми порциями.

 е) Различно для конечностей и внутренних органов.

                                     (ИЭс–023–ОРБ, п.4; НРБ–99, п.9)

Биологическое действие ИИ

4.1 На первом месте по степени радиационной опасности стоит a -излучение вследствие высокой ионизирующей способности. Однако его внешним облучением можно пренебречь, т.к. a - частицы не достигают чувствительных к излучению клеток; особо опасным является попадание a -излучателей внутрь организма.

На втором месте по степени радиационной опасности находятся быстрые нейтроны. Они, испытывая упругие соударения с легкими ядрами ткани (водород), образуют протоны отдачи, вызывающие высокую плотность ионизации.

b и g излучения имеют один и тот же взвешивающий коэффициент излучения (см. приложение Б). Несколько большая плотность ионизации при бета-излучении компенсируется меньшим объемом облучаемой ткани из-за меньшей проникающей способности. Потоки b - излучений в основном воздействуют на покровные ткани, глаза, способны вызвать сухость и ожоги кожи, хрупкость и ломкость ногтей, помутнение хрусталика.

Особо опасно попадание РАВ внутрь организма ввиду:

• увеличения времени облучения (круглосуточное облучение);
• уменьшения ослабления потока излучения (происходит вплотную);
• невозможности применения защиты;
• избирательного отложения в тканях организма (например: стронций (Sr), плутоний (Pu) – в скелете; церий, лантан – в печени; рутений, цезий - в мышцах; йод – в щитовидной железе).

Наиболее опасными являются изотопы, имеющие большой период полураспада и отлагающиеся вблизи костного мозга (в костях) Sr и Pu.

Периоды полувыведения радионуклидов из организма определяются физико-химическими свойствами РАВ, состоянием организма; режимом дня, правильным применением лечебно-профилактического питания.

4.2 Взаимодействие ИИ с биологической тканью приводит к ионизации и возбуждению атомов, разрыву химических связей, образованию высокоактивных в химическом отношении соединений, так называемых “свободных радикалов”. Радикалы могут вызвать модификацию молекул, необходимых для нормального функционирования клетки.

Так как организм на 75% состоит из воды, механизм реакций действует путем ионизации ее молекул с образованием перекиси водорода H₂O₂, гидратных окислов, взаимодействующих с молекулами клеток и приводящих к разрыву химических связей.

Поражения клеточных структур приводят к нарушениям деятельности нервной системы, процессов регуляции деятельности тканей и органов, регенерации, обновления клеток. Наиболее радиочувствительными являются клетки постоянно обновляющихся тканей и органов (костного мозга, селезенки, половых органов).

Нарушения в системе кроветворных органов (прежде всего красного костного мозга) приводят к уменьшению количества:

• белых кровяных телец (лейкоцитов), ограничения защитных сил организма в борьбе с инфекциями;
• кровяных пластин (тромбоцитов), ухудшая свертываемость крови;
• красных кровяных телец (эритроцитов), ухудшая снабжение клеток кислородом.

При повреждении стенок кровеносных сосудов возможны кровоизлияния, потери крови и нарушения деятельности органов и систем.

4.3. При небольших дозах излучений и здоровом организме пораженная ткань восстанавливает свою функциональную деятельность. Поражающее действие ИИ возрастает с ростом мощности дозы, величины единовременно полученной дозы и несколько уменьшается при получении доз малыми порциями.

При однократном облучении всего тела дозой до 0,25 Гр (25 рад) изменения в составе здоровья не обнаруживаются. При поглощенной дозе в 0,25¸ 0,5 Гр (25¸ 50 рад) также отсутствуют внешние признаки лучевого поражения, могут наблюдаться изменения в крови, которые вскоре приходят в норму.

Красный костный мозг и другие элементы кроветворной системы наиболее уязвимы к облучению, теряя способность нормального функционирования при дозах 0,5¸ 1 Гр (50¸ 100 рад). Однако, если не вызвано повреждения всех клеток, то кроветворная система, благодаря способности к регенерации, восстанавливает свои функции. После облучения отмечается чувство усталости без серьезной потери трудоспособности; менее чем у 10% облучённых может появиться рвота, изменения в составе крови.

4.4 В случае однократного облучения дозой свыше 1 Гр (100 рад) возникают различные формы лучевой болезни:

4.4.1 При облучении 1,5¸ 2 Гр (150¸ 200 рад) – кратковременная легкая форма острой лучевой болезни, проявляющаяся в виде выраженной лимфопении (уменьшении числа лимфоцитов). В 30¸ 50% случаев может наблюдаться рвота в первые сутки после облучения, смертельные случаи отсутствуют.

4.4.2 При облучении 2,5¸ 4 Гр (250¸ 400 рад) возникает лучевая болезнь средней степени тяжести, сопровождающаяся рвотой в первые сутки. Резко снижается количество лейкоцитов, появляются подкожные кровоизлияния. В 20% случаев возможен смертельный исход через 2¸ 6 недель после облучения.

4.4.3 При дозе 4¸ 6 Гр (400¸ 600 рад) развивается тяжелая степень лучевой болезни, с 50% смертельных исходов в течение месяца после облучения.

4.4.4 Крайне тяжелая степень лучевой болезни развивается при дозах выше 6¸ 7 Гр (600¸ 700 рад), сопровождаемая рвотой через 2¸ 4 часа после облучения. В крови почти полностью исчезают лейкоциты, появляются подкожные и внутренние (в основном в желудочно-кишечном тракте) кровоизлияния. Из-за инфекционных заболеваний и кровотечений смертность в этом случае близка к 100%.

4.4.5. Все вышеперечисленные данные относятся к облучению без последующего терапевтического вмешательства, способного с помощью противорадиационных препаратов значительно уменьшить воздействие ИИ. Успех лечения во многом зависит от своевременного оказания первой медицинской помощи.

4.4.6 .При дозах, меньших чем вызывающие острую лучевую болезнь, но систематически значительно больших пределов доз, может развиваться хроническая лучевая болезнь, уменьшение числа лейкоцитов, малокровие.

4.5. Кроме лучевой болезни под действием ИИ, возможны локальные повреждения органов, также имеющие выраженный дозовый порог:

4.5.1 Облучение дозой 2 Гр (200 рад) может привести к длительному (на годы) ухудшению работоспособности семенников, нарушения деятельности яичников отмечаются при дозах более 3 Гр (300 рад).

4.5.2 Длительное (15¸ 20 лет) облучение хрусталика глаза дозой 0,5¸ 2 Гр (50¸ 200 рад) может привести к увеличению его плотности, помутнению, постепенной гибели его клеток, т.е. катаракте.

4.5.3 Большинство внутренних органов способны выдержать большие дозы – в десятки грей (отнесенные по взвешивающему коэффициенту для тканей к “остальным”). Косметические дефекты кожи отмечаются при дозах ~ 20 Гр (2000 рад).

4.6 Малые дозы облучения (менее 0,5 Гр) способны инициировать отдаленные во времени эффекты – раковые заболевания или генетические повреждения.

Реакция организма на воздействие ИИ может проявляться в отдаленный (10¸ 15 лет) после облучения период – в форме лейкозов, поражений кожи, катаракты, опухолей, смертельных и не смертельных раковых заболеваний.

В ядрах клеток организма находятся по 23 пары хромосом, удваивающихся при делении и располагающихся в определенном порядке в дочерних клетках, обеспечивая передачу наследственных свойств от клетки к клетке. Хромосомы состоят из больших молекул дезоксирибонуклеиновых кислот, изменения в которых могут привести к образованию дочерних клеток, не идентичных исходным. Появление таких изменений в половых клетках могут привести к неблагоприятным последствиям у потомства. При этом наиболее вероятно возникновение отклонений при соединении гена с другим, имеющим такое же нарушение. Отсюда исходит положение норм РБ об ограничении числа облученных лиц.

4.7 Выход злокачественных новообразований и генетических повреждений обусловлен множеством факторов внешней среды, носит вероятностный характер, оценить который количественно можно только для большого числа людей, т.е. статистическими методами

Имеющиеся радиобиологические данные позволяют достоверно оценить выход неблагоприятных последствий лишь при сравнительно больших дозах, больших 0,7 Гр (70 рад). При отсутствии острых лучевых поражений практически невозможно установить причинную связь между облучением и появлением отдаленных последствий, т.к. они могут быть обусловлены и другими факторами нерадиационного характера. Доза облучения приводит к росту вероятности, повышению риска неблагоприятных для организма последствий, тем большему, чем больше доза. Количественные оценки рисков при малых дозах получены продлением, экстраполяцией зависимости эффектов от дозы из области больших доз (0,7¸ 1 Гр), а также экспериментов над животными. При этом эффекты реакции организма, которые можно оценить только статистическими методами, последствия, вероятность возникновения которых существует при любых малых дозах (однако доза не приводит к этим последствиях во всех случаях) и возрастает с ростом доз, называются стохастическими.

30. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Какое соотношение между единицами эквивалентной дозы? 1 бэр=….Зв.

 а) 100

 б) 3,7 х 10¹⁰

 в) 1 х 10^-2

Правильный ответ:

 в) 1 х 10^-2

         (ИЭс–023–ОРБ, п.Б 4.1.2)                                          

31. Раздел: Радиационная безопасность.

 Вопрос:

Какова мощность эквивалентной дозы (мбэр/час) и объемная активность йода-131 в воздухе (ки/л) для критериев объявления состояния «Аварийная готовность» и «Аварийная обстановка» в помещениях постоянного пребывания персонала в ЗРС?

      Аварийная          Аварийная            Аварийная              Аварийная

     готовность          обстановка           готовность              обстановка

 а) >2,9 мбэр/час       >60 мбэр/час       >4,2х10^-12 ки/л     >7,0х10^-10 ки/л

 б) >0,06 мбэр/час     >20 мбэр/час      >1,5х10^-13 ки/л      >1,5х10^-11 ки/л

 в) >0,24 мбэр/час     >20 мбэр/час      >1,5х10^-13 ки/л      >2,0х10^-10 ки/л

Правильный ответ:

 а) >2,9 мбэр/час     >60 мбэр/час        >4,2х10^-12 ки/л      >7,0х10^-10 ки/л

         (ИЭс–023–ОРБ, п.Е.1)

13.1 Радиационная авария – нарушение пределов безопасной эксплуатации, при котором произошел выход РАВ за предусмотренные границы, в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации значения, требующие прекращения нормальной эксплуатации АС.

Критериями возникновения предаварийной ситуации может быть внезапное (быстротечное) увеличение:

• удельной активности продуктов деления (особенно ИРГ и йода) в теплоносителе, эжекторных газах, воздухе помещений, вентсистем и выбросов в венттрубу;
• расхода неорганизованных протечек технологических систем;
• мощности дозы в помещениях и на промплощадке;
• активности вод вспомогательных технологических систем, в техводе, ПЛК, ХФК и других сбросах.

Количественные значения радиационных критериев возникновения радиационных аварий приводятся в “Плане мероприятий по защите персонала в случае аварии на САЭС” (ОИ-027-ШГОиЧС)

Каждый работник обязан помнить:

• основной гарантией предотвращения аварий является соблюдение нормативного технологического режима, обеспечение работоспособности оборудования;

• от его квалификации и умелых действий зависит не только личная безопасность, но и безопасность многих людей.

13.3. При обнаружении аварии необходимо принять срочные меры по прекращению ее развития, восстановлению контроля над ИИИ и сведения к минимуму доз облучения и количества облученных лиц из персонала и населения, локализации радиоактивных загрязнений и предотвращению их разноса внутри помещений и в окружающую среду.

13.4 Планируемое повышенное облучение (раздел 14) может быть разрешено, когда нет возможности принять меры, исключающие превышение предела дозы; может быть оправдано лишь спасением людей, предотвращением развития аварии, облучения большого числа людей и допускается для персонала, участвующего в проведении аварийно - восстановительных работ, и аварийно - спасательных формирований. 

32.  Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Какова мощность эквивалентной дозы (мбэр/час) и объемной активности йода-131 в воздухе (ки/л) для критериев объявления состояния «Аварийная готовность» и «Аварийная обстановка» на промплощадке и СЗЗ?

 а) >2,9 мбэр/час       >60 мбэр/час      >4,2х10^-12 ки/л      >7,0х10^-10 ки/л

 б) >0,24 мбэр/час     >20 мбэр/час      >1,5х10^-13 ки/л      >2,0х10^-10 ки/л

 в) >0,06 мбэр/час     >2 мбэр/час        >1,5х10^-13 ки/л      >1,5х10^-11 ки/л

Правильный ответ:

 б) >0,24 мбэр/час     >20 мбэр/час      >1,5х10^-13 ки/л      >2,0х10^-10 ки/л

                                                             (ИЭс–023–ОРБ, п.Е.1) 

33. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Какой критерий необходимости проведения йодной профилактики: превышение ДОА для йода-131 в местах проведения работ?

 а) 2,97 х 10^-11 ки/л.

 б) 2,0 х 10^-10 ки/л.

 в) 1,5 х 10^-12ки/л

Правильный ответ:

 а) 2,97 х 10^-11 ки/л.

        (ИЭс–023–ОРБ, п.Е.2)

13.9.5 Лица, на которых распространяются защитные мероприятия, перед возможным облучением или сразу после него применяют следующие наиболее распространенные радиоизотопные препараты, сохраняющие свое действие в течение 5-6 часов (после этого прием повторяется):

• Йодид калия – средство профилактики накопления радиоизотопов йода в щитовидной железе (препарат стабильного йода). Дозировка на один прием (запивается водой или молоком): взрослым – 0,125 г (1 таблетка или 3¸ 5 капель 5% настойки йода на стакан жидкости), детям и беременным женщинам в первые 4 месяца беременности – 0,065 г (0,5 таблетки или 2 капели 5% настойки йода на 100 г жидкости).

• Ферроцин – средство профилактики накопления в организме радиоизотопов цезия и ускорения их выведения. Применяется одна порция, разведенная в ½ стакана воды.
• Б-190 – препарат, применяемый при угрозе получения доз облучения, способных вызвать лучевую болезнь. Тщательно разжевываются 3 таблетки и запиваются водой. Повторный прием допускается через 1,5 часа после начала облучения.

34. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Кто дает разрешение на повышенную дозовую нагрузку до 0,2 бэр?

 а) Производитель или ответственный руководитель.

 б) Начальник структурного подразделения или его заместитель.

 в) Ведущий инженер по эксплуатации структурного подразделения.

Правильный ответ:

б) Начальник структурного подразделения или его заместитель. 

                                                         (ИЭс–024–ОРБ, п.2.1.2.8) 

35. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

Какую дозовую нагрузку может разрешить директор АС или главный инженер АС по согласованию с эксплуатирующей организацией?

 а) До 3 бэр.

 б) До 5 бэр.

 в) До 10 бэр.

Правильный ответ:

б) До 5 бэр.  

         (ИЭс–024–ОРБ, п.2.1.2.8)                                             

36. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 На кого возлагается ответственность за выполнение необходимых профилактических мер, направленных на обеспечение безопасности АС на период «АГ»?

 а) На начальников структурных подразделений.

 б) На НСС.

 в) На директора АС.

Правильный ответ:

 б) На НСС.

        (ИО–27–ШГО и ЧС, п.2.2.4)

37. Раздел: Радиационная безопасность.

Вопрос:

 Каким образом дается разрешение на повышенную дозовую нагрузку?

 а) Устно.

 б) Письменно.

 в) Письменно или устно.

Правильный ответ:

 б) Письменно.

        (ИЭс–024–ОРБ, п.2.1.2)