РАЗДЕЛ I. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
Тема 1. Физическая природа и источники радиационной опасности
для человека и природной среды
1. Атом вещества состоит из:
а) позитронов;
б) нейтронов и протонов;
в)атомных электронов и ядер;
г) нейтронов.
2. Количество протонов в ядре атома вещества называют:
а) массовым числом;
б) атомным номером;
в) атомной массой;
г) зарядовым числом.
3. Нуклоны – это сумма:
а) протонов и электронов;
б) нейтронов и электронов;
в) протонов и нейтронов;
г) протонов, нейтронов и электронов.
4. Общее число нуклонов в ядре называют:
а) зарядовым числом;
б) массовым числом;
в) атомным номером;
г) атомной массой.
5. Ион – это:
а) положительно заряженный протон;
б) отрицательно заряженный электрон;
в) атом с избытком или недостатком электронов на орбитах;
г) положительно заряженное ядро.
6. Какие вещества называются изобарами?
а) ядра, которых содержат постоянное число нуклонов и разное число протонов;
б) ядра которых содержат постоянное число протонов и разное число нуклонов;
в) в ядре содержится одинаковое число протонов и нуклонов;
г) все ответы неверны.
7. Какой показатель характеризует количество протонов в ядре?
а) атомный номер;
б) атомная масса;
в) зарядовое число;
г) массовое число.
8. Ядро находится в основном состоянии, если оно имеет энергию:
а) меньшую энергии связи;
б) равную энергии связи;
в) равную нулю;
г) большую энергии связи.
9. Ядро атома вещества состоит из:
а) позитронов;
б) электронов;
в) нейтронов;
г) протонов и нейтронов.
10. Порядковый номер химического элемента в периодической системе Менде-
леева показывает число:
а) нейтронов;
б) протонов;
в) позитронов;
г) протонов и нейтронов.
11. Удельная энергия связи ядра – это энергия, приходящаяся на один:
а) электрон;
б) позитрон;
в) протон;
г) нейтрон или протон.
12. Масса ядра меньше массы элементов, составляющих его, так как не учитываются:
а) энергия, обеспечивающая стабильность ядра;
б) ядерные силы притяжения;
в) энергия связи ядра;
г) энергия, связывающая протоны и электроны.
13. Вещество является радиоактивным, если оно:
а) содержит радионуклиды;
б) содержит нуклоны;
в) способно к самопроизвольному распаду;
г) содержит нейтроны и позитроны.
14. Активность вещества характеризуется числом распадов в единицу времени:
а) атомов;
б) протонов;
в) нейтронов;
г) ядер.
15. Период полураспада вещества – это время, в течение которого распадается
половина:
а) вещества;
б) атома;
в) ядер;
г) электронов.
16. Постоянная распада показывает продолжительность жизни:
а) атома;
б) электрона;
в) нейтрона;
г) радионуклида.
17. Один беккерель соответствует числу распадов радиоактивных ядер за 1 с,
равному:
а) четырем;
б) трем;
в) одному;
г) двум.
18. Если радионуклиды распределены по поверхности, то это будет:
а) удельная активность;
б) объемная активность;
в) поверхностная активность;
г) объемная или поверхностная активность.
19. Альфа-частица – это излучение радиоактивным ядром:
а) протонов;
б) нейтронов;
в) легких ядер;
г) тяжелых ядер.
20. Бета-частица – это излучение радиоактивным ядром:
а) нейтронов;
б) электронов;
в) позитронов;
г) протонов.
21. Атомный номер дочернего ядра при излучении альфа-частицы уменьшается на:
а) одну единицу;
б) две единицы;
в) три единицы;
г) четыре единицы.
22. Электрический заряд альфа-частицы может быть:
а) отрицательным;
б) нейтральным;
в) положительным;
г) отрицательным или нейтральным.
23. Альфа- и бета-частицы характеризуют такими основными параметрами как:
а) энергией излучения;
б) кинетической энергией;
в) интенсивностью излучения;
г) длиной пробега в воздухе и веществе.
24. Гамма-излучение характеризуют следующими основными параметрами:
а) кинетической энергией;
б) длиной пробега в воздухе и веществе;
в) интенсивностью излучения;
г) энергией излучения.
25. Массовое число радиоактивного ядра при излучении альфа-частицы умень-
шается на:
а) одну единицу;
б) две единицы;
в) три единицы;
г) четыре единицы.
26. При отрицательном бета-распаде радиоактивное ядро излучает:
а) нейтрон;
б) электрон;
в) позитрон;
г) протон.
27. Ионизационные потери кинетической энергии альфа-частицей на единице
пути зависят от:
а) концентрации протонов в атомах вещества;
б) кинетической энергии и скорости частицы;
в) концентрации электронов в атомах вещества;
г) массы частицы.
28. Альфа-частицы, проходя через вещество, взаимодействуют с:
а) ядрами;
б) атомными электронами;
в) свободными электронами;
г) протонами.
29. Бета-частицы, проходя через вещество, взаимодействуют с:
а) атомными электронами;
б) свободными электронами;
в) атомами;
г) ядрами.
30. Тормозное излучение имеет место при взаимодействии бета-частицы с:
а) атомами;
б) ядрами;
в) атомными электронами;
г) свободными электронами.
31. Линейный коэффициент ослабления гамма-излучения зависит от:
а) интенсивности излучения;
б) величины кинетической энергии;
в) свойств поглощающего материала;
г) энергии излучения.
32. При взаимодействии бета-частиц с ядрами вещества имеют место:
а) выбивание протонов из ядра;
б) выбивание нейтронов из ядра;
в) потеря кинетической энергии;
г) ускорение частицы и излучение ей электромагнитной энергии.
33. Гамма-лучи, проходя через вещество, взаимодействуют с:
а) атомами;
б) атомными и свободными электронами;
в) ядрами;
г) нейтронами.
34. Фотоэффект будет иметь место при взаимодействии гамма-квантов с:
а) ядрами вещества;
б) свободными электронами;
в) атомными электронами;
г) протонами.
35. Кулоновское рассеяние будет иметь место при взаимодействии гамма-
квантов с:
а) атомами вещества;
б) ядрами;
в) свободными электронами;
г) атомными электронами.
36. Образование пар «электрон-позитрон» в кулоновском поле ядра имеет место при взаимодействии гамма-квантов с:
а) свободными электронами;
б) атомными электронами;
в) ядрами вещества;
г) протонами.
37. По конструкции в состав газоразрядного счетчика входят:
а) газ;
б) анод и катод;
в) металлический или стеклянный цилиндр;
г) все ответы верны.
38. Для контроля доз облучения, полученных населением, применяются приборы:
а) рентгенометры;
б) радиометры;
в) дозиметры;
г) рентгенo- и радиометры.
39. Экспозиционная доза облучения учитывает:
а) поглощение энергии веществом;
б) вид излучения радиоактивного ядра;
в) степень ионизации воздуха;
г) особенности радиационного эффекта в биологической ткани.
40. Экспозиционная доза облучения – это:
а) отношение поглощенной энергии ионизирующего излучения к массе
любого вещества;
б) произведение поглощенной дозы облучения на усредненный коэффициент качества облучения;
в) произведение эквивалентной дозы облучения на взвешивающий коэффициент риска облучения;
г) отношение суммарного заряда ионов одного знака, образовавшихся в
объеме воздуха при облучении ионизирующим излучением, к массе воздуха в
этом объеме.
41. Поглощенная доза облучения – это:
а) произведение эквивалентной дозы облучения на взвешивающий коэффициент риска облучения;
б) отношение суммарного заряда ионов одного знака в объеме воздуха к массе воздуха в этом объеме;
в) произведение поглощенной дозы облучения на усредненный коэффициент качества облучения;
г) отношение поглощенной энергии ионизирующего излучения к массе любого вещества.
42. Эквивалентная доза облучения учитывает:
а) степень ионизации воздуха;
б) вид излучения радиоактивного ядра;
в) поглощение энергии веществом;
г) особенности радиационного эффекта в биологической ткани.
43. Эффективная доза облучения – это:
а) отношение поглощенной энергии ионизирующего излучения к массе любого вещества;
б) отношение суммарного заряда ионов одного знака в объеме воздуха к массе воздуха в этом объеме;
в) произведение поглощенной дозы облучения на усредненный коэффициент качества облучения;
г) произведение эквивалентной дозы облучения на взвешивающий коэффициент риска облучения.
44. Усредненный коэффициент качества облучения учитывает вид:
а) вещества;
б) органа (ткани) организма человека;
в) излучения радиоактивного ядра;
г) риска облучения отдельного органа организма человека к риску облучения всего организма.
45. Мощность поглощенной дозы облучения – это отношение:
а) экспозиционной дозы облучения к единице времени;
б) эквивалентной дозы облучения к единице времени;
в) поглощенной дозы облучения к единице времени;
г) эффективной эквивалентной дозы облучения к единице времени.
46. Системной единицей измерения эквивалентной дозы облучения является:
а) Кюри;
б) Грей;
в) Кулон на килограмм;
г) Зиверт.
47. Внесистемной единицей измерения мощности эффективной эквивалентной
дозы облучения является:
а) рад на единицу времени;
б) рентген на единицу времени;
в) бэр на единицу времени;
г) зиверт на единицу времени.
48. Эффективная эквивалентная доза облучения учитывает:
а) вид излучения радиоактивного ядра;
б) степень ионизации воздуха;
в) поглощение энергии ионизирующего излучения веществом;
г) особенности радиационного эффекта в биологической ткани.
49. Первичное космическое излучение состоит из:
а) позитронов;
б) протонов;
в) альфа-частиц;
г) бета-частиц.
50. Космические излучения подразделяют на:
а) первичные;
б) электромагнитные;
в) вторичные;
г) первичные и вторичные.
51. К естественным источникам ионизирующих излучений относят:
а) электромагнитные излучения;
б) космические излучения;
в) земные излучения;
г) космические и земные излучения.
52. Научный комитет ООН по действию атомной радиации считает, что допус-
тимой дозой для человека от внутреннего облучения является:
а) 1,15 мЗв в год;
б) 1,25 мЗв в год;
в) 1,35 мЗв в год;
г) 1,45 мЗв в год.
53. Внутреннее облучение человека создается радионуклидами, поступающими
в организм:
а) с пищей;
б) через кожу;
в) с водой и воздухом;
г) с пищей, водой, воздухом и через кожу.
54. Земные излучения создаются за счет изотопов, имеющих период полураспада:
а) малый;
б) средний;
в) большой;
г) малый и средний.
55. Основными изотопами Земли, создающими излучения в настоящее время,
являются:
а) уран-236;
б) уран-238;
в) торий-232;
г) уран-238, торий-232 и калий-40.
56. Научный комитет ООН по действию атомной радиации считает, что допус-
тимой дозой для человека от внешнего облучения является:
а) 0,25 мЗв в год:
б) 0,55 мЗв в год;
в) 0,65 мЗв в год;
г) 0,45 мЗв в год.
57. Нормами радиационной безопасности (НРБ-2000) концентрация радона в
воздухе жилых помещений не должна превышать значений:
а) 80 Бк/м3
;
б) 100 Бк/м3
;
в) 150 Бк/м3
;
г) 200 Бк/м3
.
Тема 2. Основы радиационной безопасности биологических систем
58. Минимальная доза облучения, приводящая к гибели стволовых тканей ко-
стного мозга:
а) 2 Гр;
б) 6 Гр;
в) 20 Гр;
г) 33Гр.
59. Пути поражения клеток организма ионизирующим излучением:
а) прямой;
б) косвенный;
в) прямой и косвенный;
г) неопределенный.
60. Прямой путь поражения клеток организма ионизирующим излучением ха-
рактеризуется:
а) поглощением клеткой энергии излучения;
б) разложением воды;
в) образованием отрицательных и положительных ионов воды;
г) все ответы неверны.
61. Какая минимальная доза облучения необходима для полной стерилизации
мужчин?
а) 0,2Гр;
б) 2 Гр;
в) 4 Гр;
г) 10 Гр.
62. Какие органы относятся к первой группе, наиболее чувствительной к иони-
зирующим излучениям?
а) печень, органы дыхания;
б) пищеварительный тракт, мышечная ткань;
в) костный мозг, половые железы, селезенка, лимфоидная ткань;
г) нервная ткань, кожные покровы.
63. При какой степени тяжести (дозе облучения) острой лучевой болезни время
проявления первичной реакции составляет 1-2 часа после облучения?
а) легкой;
б) средней;
в) тяжелой;
г) крайне тяжелой.
64. Наиболее опасным периодом облучения беременной женщины являются:
а) 3-5 недели;
б) 5-7 недели;
в) 8-15 недели;
г) 15-20 недели.
65. При облучении ионизирующим излучением организма человека возникают:
а) ожоги;
б) травмы;
в) лучевая болезнь;
г) контузии.
66. Легкая степень лучевой болезни характеризуется дозой облучения, бэр:
а) 50-80;
б) 80-90;
в) 100-250;
г) 250-400.
67. Длительное воздействие малых доз облучения на организм приводит к лу-
чевой болезни:
а) легкой;
б) средней;
в) хронической;
г) тяжелой.
68. Сколько степеней тяжести имеет хроническая лучевая болезнь?
а) 2;
б) 3;
в) 4;
г) 5.
69. При легкой степени лучевой болезни смертность составляет:
а) нет;
б) 40%;
в) 90%;
г) 100%.
70. Для обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации источников
ионизирующих излучений руководствуются следующими принципами:
а) обоснования и нормирования;
б) нормирования и оптимизации;
в) оптимизации и обоснования;
г) нормирования, оптимизации и обоснования.
71. Нормами радиационной безопасности установлены следующие категории
облучаемых лиц:
а) работающие с источниками излучения;
б) находящиеся в зоне воздействия источников по условиям работы;
в) все население, включая лиц персонала, вне сферы их производственной
деятельности;
г) физические лица – работающие с источниками излучения или находя-
щиеся в зоне их воздействия.
72. Для категорий облучаемых лиц НРБ-2000 установлены следующие классы
нормативов:
а) предельно допустимая доза;
б) предел дозы;
в) основные пределы доз и контрольные уровни;
г) допустимые уровни монофакторного воздействия, т.е. одного радионук-
лида, одного пути поступления в организм и одного вида внешнего облучения.
73. Эффективная доза облучения персонала составляет:
а) 5 мЗв в год в среднем за любые последовательные 3 года, но не более 10
мЗв в год;
б) 10 мЗв в год в среднем за любые последовательные 4 года, но не более
20 мЗв в год;
в) 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50
мЗв в год;
г) 30 мЗв в год в среднем за любые последовательные 6 лет, но не более 60
мЗв в год.
74. Эквивалентная доза облучения за год в хрусталике глаза населения не
должна превышать:
а) 5 мЗв;
б) 10 мЗв;
в) 15 мЗв;
г) 20 мЗв.
75. Эффективная доза для населения не должна превышать:
а) 20 мЗв за период жизни 50 лет;
б) 30 мЗв за период жизни 60 лет;
в) 45 мЗв за период жизни 65 лет;
г) 70 мЗв за период жизни 70 лет.
76. Повышенное облучение населения допустимо только для мужчин старше:
а) 20 лет;
б) 30 лет;
в) 25 лет;
г) 18 лет.
77. Повышенное облучение в дозе не более 100 мЗв в год допускается с разре-
шения Министерств:
а) обороны;
б) внутренних дел;
в) по чрезвычайным ситуациям;
г) здравоохранения.
78. Контроль за соблюдением Норм радиационной безопасности в организаци-
ях, независимо от форм собственности возлагается на:
а) местные исполнительные органы;
б) местные распорядительные органы;
в) администрацию района;
г) администрацию организации;
д) местные распорядительные и исполнительные органы.
79. Контроль за облучением населения возлагается на:
а) местные распорядительные органы;
б) местные исполнительные органы;
в) местные исполнительные и распорядительные органы;
г) администрацию организаций.
80. Контроль облучения населения ионизирующими излучениями производится:
а) радиометрами;
б) рентгенометрами;
в) дозиметрами;
г) все ответы верны.
81. Шкала дозиметра ДКП-50А проградуирована в:
а) радах;
б) бэрах;
в) рентгенах;
г) рентгенах/час.
82.Максимальное значение дозы облучения, измеряемой дозиметром ДКП-
50А составляет, Р:
а) 30;
б) 40;
в) 50;
г) 60.
83. Основными способами организации контроля облучения населения являет-
ся:
а) коллективный;
б) групповой;
в) индивидуальный и групповой;
г) коллективный и групповой.
84. При коллективном способе контроля облучения населения дозиметры вы-
даются:
а) каждому человеку;
б) один или несколько на группу людей;
в) каждому человеку и один на группу людей;
г) все ответы верны.
Тема 3. Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия
для Республики Беларусь
85. Деление тяжелого ядра происходит в результате воздействия на него:
а) протонов;
б) электронов;
в) нейтронов;
г) электронов и протонов.
86. При делении тяжелого ядра выделяются:
а) энергия и нейтроны;
б) протоны;
в) дочерние ядра;
г) электроны.
87. При делении тяжелого ядра выделяется следующее количество нейтронов:
а) один;
б) два или три;
в) четыре или пять;
г) пять.
88. Под коэффициентом размножения нейтронов понимают отношение нейтронов:
а) первого поколения к числу нейтронов последнего поколения;
б) последнего поколения к числу нейтронов первого поколения;
в) в данном поколении к числу нейтронов в предыдущем поколении;
г) предыдущего поколения к числу нейтронов существующего поколения.
89. Коэффициент размножения нейтронов для протекания реакции деления в
атомных реакторах должен быть:
а) меньше единицы;
б) больше единицы;
в) равен единице;
г) меньше или больше единицы.
90. Замедлитель в атомных реакторах применяется для:
а) управления ядерной реакцией;
б) изменения коэффициента размножения нейтронов;
в) уменьшения или увеличения тепловой мощности;
г) преобразования быстрых нейтронов в тепловые.
91. В качестве замедлителя в атомных реакторах могут применяться:
а) вода;
б) тяжелая вода;
в) графит;
г) тяжелая вода или гранит.
92. Геометрический вид ядерного топлива может иметь форму:
а) прямоугольную;
б) квадратную;
в) сферическую;
г) ромбическую.
93. Ядерные реакторы в зависимости от взаимного расположения ядерного топ-
лива и замедлителя подразделяют на:
а) гомогенные;
б) гетерогенные;
в) резонансные;
г) гетерогенные и гомогенные.
94. Ядерные реакторы работают на следующих видах нейтронов:
а) медленных;
б) быстрых;
в) тепловых и быстрых;
г) резонансных.
95. Общая масса ядерного топлива, загружаемая в реактор типа РБМК состав-
ляет:
а) 150 т;
б) 170 т;
в) 190 т;
г) 160 т;
д) 180 т.
96. В качестве теплоносителя в реакторе типа РБМК применяется:
а) тяжелая вода;
б) жидкий натрий;
в) тяжелая вода и жидкий натрий;
г) обыкновенная вода.
97. Основными факторами, нарушающими нейтронный баланс и снижение ко-
эффициента размножения нейтронов в реакторе типа РБМК являются:
а) изменение состава ядерного топлива в процессе цепной реакции;
б) температурный эффект;
в) изменение состава ядерного топлива в процессе цепной реакции и тем-
пературный эффект;
г) примерно постоянное количество нейтронов в активной зоне реактора.
98. Реактивность реактора показывает относительное отклонение:
а) температурного коэффициента от нуля;
б) коэффициента размножения протонов от единицы;
в) коэффициента размножения нейтронов от единицы;
г) тепловой мощности от номинального значения.
99. Компенсирующие стержни в реакторе типа РБМК предназначены для регу-
лировки:
а) тепловой мощности;
б) избыточной мощности;
в) избыточной реактивности;
г) избыточной реактивности и мощности.
100. Стержни автоматической регулировки в реакторе типа РБМК предназна-
чены для изменения:
а) избыточной реактивности;
б) избыточной мощности;
в) тепловой мощности;
г) избыточной реактивности и мощности.
101. К основным недостаткам реактора типа РБМК относятся:
а) возможность замены ТВЭЛов без остановки реактора;
б) высокая стабильность работы на малых уровнях мощности;
в) достаточное быстродействие системы управления;
г) низкая стабильность работы на малых уровнях мощности и недостаточ-
ное быстродействие системы управления.
102. Тепловая схема ядерных энергетических установок может быть:
а) одноконтурной;
б) двухконтурной;
в) трехконтурной;
г) одно-, двух- и трехконтурной.
103. Одно- и двухконтурные тепловые схемы ядерных энергетических устано-
вок применяются в реакторах, работающих на:
а) быстрых нейтронах с водным теплоносителем;
б) тепловых нейтронах с натриевым теплоносителем;
в) тепловых нейтронах с водным теплоносителем;
г) быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
104. Время нахождения ядерного топлива в активной зоне реактора ВВЭР со-
ставляет:
а) один год;
б) два года;
в) три года;
г) четыре года.
105. Масса ядерного топлива в активной зоне реактора ВВЭР составляет:
а) 60 тонн;
б) 70 тонн;
в) 80 тонн;
г) 90 тонн.
106. Для воспроизводства ядерного топлива используются реакторы, работаю-
щие на:
а) тепловых нейтронах;
б) резонансных нейтронах;
в) тепловых и резонансных нейтронах;
г) быстрых нейтронах.
107. Активная зона реактора на быстрых нейтронах со всех сторон окружена:
а) биологической защитой;
б) отражателем нейтронов;
в) зоной воспроизводства;
г) зоной воспроизводства, являющейся отражателем нейтронов.
108. ТВЭЛы зоны воспроизводства реактора на быстрых нейтронах заполнены:
а) плутонием-239;
б) ураном-236;
в) ураном-235;
г) торием-232;
д) ураном-238 обедненного изотопом-235 или торием-232.
109. В зоне воспроизводства реактора на быстрых нейтронах накапливаются
изотопы:
а) урана-233;
б) урана-235;
в) урана-238;
г) плутония-239;
д) урана-233 или плутония-239.
110. Для отвода тепловой энергии, образующейся в активной зоне и зоне вос-
производства в реакторах на быстрых нейтронах, используется технологическая
схема:
а) одноконтурная;
б) двухконтурная;
в) трехконтурная;
г) одно- и двухконтурная.
111. В настоящее время основными радиоактивными веществами, загрязняю-
щими территорию Республики Беларусь, являются:
а) цезий-137 и стронций-90;
б) цезий-134 и стронций-89;
в) плутоний-239 и теллур-132;
г) цезий-137, стронций-90 и плутоний-239.
112. До аварии на Чернобыльской АЭС естественный радиационный фон на
территории Республики Беларусь составлял от:
а) 1 до 5 мкР/ч;
б) 2 до 8 мкР/ч;
в) 3 до 10 мкР/ч;
г) 2 до 12 мкР/ч.
113. Наиболее загрязненными областями Республики Беларусь (в результате
катастрофы на Чернобыльской АЭС) являются:
а) Гомельская и Брестская;
б) Могилевская и Минская;
в) Гродненская и Гомельская;
г) Гомельская и Могилевская;
д) Витебская и Минская.
114. В начальный период после аварии на ЧАЭС основной вклад в суммарную
активность вносили изотопы, имеющие период полураспада:
а) больший;
б) средний;
в) малый;
г) все ответы верны.
115. На радиационную обстановку в начальный период после аварии основное
влияние оказали:
а) период полураспада выброшенных изотопов;
б) активность выброшенных веществ;
в) продолжительность и высота выброса;
г) дисперсный состав выброшенных изотопов и метеоусловия.
116. В каких областях Республики Беларусь сосредоточены изотопы стронция –
90 и плутония – 239?
а) Минской и Брестской;
б) Витебской и Гродненской;
в) Гомельской и Гродненской;
г) Гомельской.
117. В результате катастрофы на ЧАЭС было ликвидировано колхозов и совхо-
зов:
а) 34;
б) 44;
в) 54;
г) 64.
118. Заготовка древесины полностью прекращена на территории с плотностью
загрязнения по цезию-137, равной:
а) 355 кБк/м2
;
б) 455 кБк/м2
;
в) 555 кБк/м2
;
г) 655 кБк/м2
.
119. Ежегодные потери древесных ресурсов в настоящее время превышают:
а) 0,5 млн. м3
;
б) 1 млн. м3
;
в) 1,5 млн. м3
;
г) 2 млн. м3
.
Тема 4. Мероприятия по ликвидации последствий катастрофы на ЧА-
ЭС на территории Республики Беларусь
120. Время после аварии на ЧАЭС подразделяют на:
а) два периода;
б) три периода;
в) четыре периода;
г) пять периодов.
121. В начальный период после аварии на ЧАЭС главную опасность для насе-
ления представляли изотопы, имеющие период полураспада:
а) большой;
б) малый;
в) средний;
г) малый и средний.
122. На радиационную обстановку в Республике Беларусь в настоящее время
основное влияние оказывают изотопы:
а) плутоний – 239;
б) церий – 144;
в) йод – 131;
г) цезий – 137 и стронций – 90.
123. При классификации зон радиоактивного загрязнения территории Респуб-
лики Беларусь были приняты критерии:
а) не возможность проживания населения;
б) не возможность получения экологически чистой продукции;
в) возможность проживания населения и получения чистой продукции;
г) все ответы неверны.
124. Население не подлежит отселению, если доза облучения не превышает:
а) 0,5 м Зв в год;
б) 1,0 м Зв в год;
в) 1,5 м Зв в год;
г) 2,0 м Зв в год.
125. Загрязненная территория получила статус «заповедника» при уровне за-
грязнения цезием-137 свыше:
а) 10 Ки/км2
;
б) 20 Ки/км2
;
в) 30 Ки/км2
;
г) 40 Ки/км2
.
126. Государственный контроль за соблюдением правового режима в зоне эва-
куации осуществляется:
а) Министерством по чрезвычайным ситуациям;
б) Министерством обороны;
в) Государственным комитетом Республики Беларусь по проблемам по-
следствий катастрофы на ЧАЭС;
г) Министерством здравоохранения.
127. Закон Республики Беларусь «О социальной защите граждан, пострадавших
от катастрофы на ЧАЭС включает:
а) 6 разделов;
б) 7 разделов;
в) 8 разделов;
г) 9 разделов.
128. Комплекс мероприятий по защите человека от ионизирующих излучений
подразделяется на:
а) административные;
б) технические;
в) организационные, инженерно-технические и применение средств инди-
видуальной защиты;
г) лечебно-профилактические и санитарно-гигиенические.
129. К основным организационным мероприятиям по защите населения от ио-
низирующих излучений относятся:
а) применение экранов;
б) содержание помещений для работы с радиоактивными веществами, за-
щиту временем и расстоянием;
в) применение средств медицинской помощи;
г) установку санитарно-защитных зон вокруг радиационно опасных объек-
тов и применение средств индивидуальной защиты.
130. Требования к устройству и размещению помещений для работы с радиоак-
тивными веществами определяются:
а) точностью работ;
б) активностью радиоактивного вещества;
в) классом работ;
г) точностью и классом работ.
131. В помещениях для работы с радиоактивными веществами должна приме-
няться вентиляция:
а) вытяжная;
б) приточная;
в) приточно-вытяжная с четырехкратным обменом воздуха;
г) приточно-вытяжная не менее чем с пятикратным обменом воздуха.
132. Радиус санитарно-защитной зоны вокруг атомной электростанции может
составлять:
а) от 1 до 2 км;
б) от 2 до 3 км;
в) от 3 до 5 км;
г) от 4 до 6 км.
133. При изготовлении экранов для защиты населения от бета-излучения ис-
пользуются материалы, имеющие атомную массу:
а) малую и среднюю;
б) среднюю и большую;
в) большую;
г) малую и большую.
134. При изготовлении экранов для защиты населения от гамма-излучения ис-
пользуются материалы, имеющие атомную массу:
а) малую;
б) среднюю;
в) большую;
г) среднюю и большую.
135. Средства индивидуальной защиты обеспечивают защиту:
а) органов дыхания;
б) органов зрения;
в) кожного покрова;
г) органов дыхания и кожи.
136. К фильтрующим средствам защиты органов дыхания относятся:
а) противогазы и респираторы;
б) фильтрующая одежда;
в) противопылевые маски и ватно-марлевые повязки;
г) обычная одежда.
137. Хранение радиоактивных веществ разрешается:
а) в служебных помещениях персонала;
б) на рабочих местах персонала;
в) в специальных хранилищах лаборатории;
г) в служебных и специальных помещениях.
138. Выдача радиоактивных веществ персоналу проводится при наличии пись-
менного разрешения:
а) ответственного лица за хранение;
б) заведующего лабораториями учреждения;
в) руководителя учреждения;
г) главного инженера учреждения.
139. Перевозка радиоактивных веществ разрешается следующим видам транс-
порта:
а) автомобильным;
б) железнодорожным и воздушным;
в) надводным и подводным;
г) любыми видами.
140. При захоронении твердых радиоактивных отходов учитывается их:
а) период полураспада;
б) постоянная распада;
в) активность;
г) активность и период полураспада.
141. Места захоронения радиоактивных отходов от города должны размещаться
на расстоянии не ближе:
а) 10 км;
б) 13 км;
в) 15 км;
г) 20 км.
142. Территория радиоактивного загрязнения – это та часть территории РБ, на
которой:
а) имеется стойкое загрязнение окружающей среды радиоактивными веще-
ствами;
б) вещества эффективной эквивалентной дозы имеет среднее значение;
в) требуется проведение специальных защитных мер;
г) имеется стойкое загрязнение окружающей среды и требуется проведение
специальных защитных мер.
143. При делении загрязненной территории республики на зоны был принят
критерий – плотность загрязнения почв радионуклидами:
а) цезия-134 и –137;
б) стронция-89 и –90;
в) плутония-239 и –240;
г) цезия-137, стронция-90 и плутония-239.
РАЗДЕЛ II. ЗАЩИТА НАСЕЛЕНИЯ И ХОЗОБЪЕКТОВ В
ЧРЕЗВЫЧАЙНЫХ СИТУАЦИЯХ
Тема 5. Чрезвычайные ситуации техногенного характера
1. Очаг ядерного поражения может возникнуть в результате:
а) аварии на химически опасном объекте;
б) ядерного взрыва и аварии на радиационно опасном объекте;
в) применения отравляющих веществ;
г) применения бактериологических средств.
2. Основным поражающим фактором ударной волны является:
а) энергия светового импульса;
б) уровень радиации;
в) избыточное давление;
г) радиоактивное загрязнение.
3. При аварии на Чернобыльской АЭС основными поражающими факторами
были:
а) ударная волна;
б) световое излучение;
в) проникающая радиация и радиоактивное загрязнение;
г) электромагнитный импульс.
4. При воздействии ударной волны на человека имеет место следующий вид
болезни:
а) ушибы и вывихи;
б) переломы конечностей;
в) травмы и контузии;
г) кровотечение из носа и ушей.
5. Воздействие светового излучения на человека приводит:
а) к ожогам кожных покровов и поражению органов зрения;
б) образованию пузырей на коже;
в) припухлости и покраснению кожи;
г) омертвлению кожных покровов.
6. Воздействие ударной волны на промышленные здания и сооружения приво-
дит к:
а) пожарам;
б) местным завалам;
в) разрушениям;
г) сплошным завалам.
7. В зонах радиоактивного заражения лучевые поражения человека могут воз-
никать в результате:
а) внешнего облучения;
б) внутреннего облучения;
в) прохождения через кожный покров;
г) внутреннего и внешнего облучения или через кожу.
8. Однократное облучение – это время воздействия источника излучения на че-
ловека в течение:
а) одних суток;
б) двух суток;
в) трех суток;
г) четырех суток.
9. Радиоактивное заражение местности образуется в результате:
а) ударной волны;
б) светового излучения;
в) выпадения радиоактивных веществ из облака взрыва;
г) электромагнитного импульса.
10. По степени радиоактивного заражения наиболее опасной зоной является:
а) А;
б) В;
в) Б;
г) Г.
11. Непоражающим фактором ядерного взрыва является:
а) ударная волна;
б) радиоактивное заражение;
в) биологическое и химическое заражение;
г) электромагнитный импульс.
12. Биологический эффект лучевого поражения человека не зависит от:
а) дозы облучения;
б) времени воздействия;
в) вида излучения;
г) избыточного давления.
13. Обобщенной характеристикой токсичности СДЯВ являются:
а) пороговая токсодоза;
б) средняя токсодоза;
в) токсическая доза;
г) смертельная доза.
14. Основой химического оружия являются:
а) радиоактивные вещества;
б) сильнодействующие ядовитые вещества;
в) бактериологические средства;
г) отравляющие вещества.
15. Стойкость химического вещества зависит от:
а) его количества;
б) степени токсичности;
в) физико-химического свойства и рельефа местности;
г) метеоусловий и состояния атмосферы в приземном слое.
16. Концентрация паров в воздухе сильно снижается при состоянии атмосферы
в приземном слое:
а) промежуточном;
б) неустойчивом;
в) устойчивом;
г) устойчивом и промежуточном;
17. По степени стойкости химические вещества подразделяются на:
а) малостойкие;
б) нестойкие и стойкие;
в) среднестойкие;
г) высокостойкие.
18. Стойкость химического вещества – это способность его к:
а) испарению;
б) воздействию на организм человека;
в) сохранению поражающего действия в воздухе или на местности;
г) сохранению поражающего действия в воздухе и на местности в течение
определенного времени.
19. Распространению зараженного воздуха на большие расстояния способству-
ет:
а) инверсия и изотермия;
б) конвекция;
в) инверсия;
г) изотермия.
20. Отравляющие вещества зарин, зоман, Ви-икс относятся к:
а) удушающим;
б) раздражающим;
в) кожно-нарывным;
г) нервно-паралитическим.
21. Единицами измерения предель