辐射防护高级工理论试题（C卷）讲解

辐射防护高级工理论考试题（C卷）

1.现代物理观认为，原子及原子核是物质结构的（C）。

A.最小单元 B.基本单元 C.微小单元 D.两种基本粒子.

2.α衰变实际上就是（D）。

A.原子核发射出2个核子 B.原子核发射出2个质子

C.原子核发射出2个中子 C.原子核发射出2个质子和中子

3.下面哪种叙述是正确的（C）。

A.β射线的射程小，穿透能力小B.α射线的射程小，穿透能力大

C.β射线的射程和穿透能力较大D.α射线的射程大，穿透能力大

4.元素是对原子的归类，只有（D）相同的一类原子，才能称为同一种元素。

A.电子数 B.中子数 C.核子数 D.质子数.

5.β衰变实际上就是（A）。

A.原子核自发地发射出一个电子。B.原子自发地发射出一个电子。

C.原子核自发地发射出一个质子。D.原子核自发地发射出一个中子。

6.下面哪种射线不能被直接探测到。（D）

A.α射线 B.质子 C.β射线 D.γ射线.

7.不同的原子有各自的结构和特性，各种原子的成分是（B）。

A.不同的 B.相同的 C.原子核不相同 D.核外电子相同.

8.γ衰变，实际上是（B）。

A.原子放射出γ射线

B.处于激发态的核体退激到基态，放射出γ射线

C.处于基态的原子核放射出γ射线

D.原子核吸收γ射线能量，由基态转到激发态.

9.γ射线与物质的相互作用方式有（B）

A.电离和激发 B.光电效应、康普顿散射、电子对效应

C.非弹性碰撞 D.弹性碰撞和非弹性碰撞

10．放射性等精度测量中，下面哪种值是最佳值（ C ）。

A． 中位值 B. 平均值 C. 算术平均值 D. 极大值与极小值的平均值

11.误差按其性质及产生原因，可以分为（D ）

A．系统误差 B.随机误差 C.粗大误差 D.A B C

12.下面哪种情况会引起粗大误差（ B ）

A．仪器性能不良 B. 操作方法不正确

C．放射性样品衰变的随机涨落 D. 随意编写的数据

13.测量放射性样品，如果( B )，可以认为测量结果的准确度好。

A.粗大误差小B.系统误差小 C.随机误差小 D.过失误差小

14.放射性样品测量一次，得到计数为100，则计数的相对统计误差为（ C）

A.100 B. 10 C. 0.1 D.没有误差

15.样品重复测量k次，每次测量的时间为t相同，这些计数的平均值的相对统计误差为（ D）

A. B. C. D.

16.进行放射性低水平测量时，一般要求测量仪器 （D ）

A．本底尽量小 B. 测量效率尽量高

C.本底值和探测效率的比值尽量小

D．本底值和探测效率值的平方的比值小

17.下面关于个人计量外照射监测的说法正确的是（D）。

A.只需在左胸前佩带个人剂量计即可

B.只要佩带组合式剂量计就能应对所有情况

C.每种场合都必须佩带个人剂量报警仪

D.佩带哪种剂量计，怎样佩带，要视具体情况而定.

18.进行个人剂量内照射监测时，对尿样的收集应不少于（A）。

A.一天 B.一周

C.一月 D.一年.

19.在选用个人剂量计时，一般希望个人剂量计（ C）

A． 灵敏度越高越好，量程窄一些

B． 对射线能量和入射方向依赖性大

C． 灵敏度较高，量程较宽，对射线能量和入射方向依赖性小

D． 灵敏度较低，量程较宽。

20.工作场所外照射监测的频度是根据（B）来制定的

A.场所辐射水平的高低 B. 场所辐射水平变化得快慢

C.表面污染水平的高低 D.场所的范围大小

21.在进行中子的剂量监测和评估时，下面哪种说法是错误的（B）

A.中子不能被直接探测到

B. 进行中子监测是，不用考虑中子的能量大小和范围

C.中子的能量越小，其品质因数越低

D.能量大的中子不一定比能量小的中子的品质因数大

22.下面哪种场所需要设置连续监测的固定式仪表（B）

A.场所较大 B.场所辐射水平变化较大

C.场所辐射水平较高 D.场所辐射类型较复杂

23. 修理辐射仪器除了要有专业技术外，还要有良好的环境和（ C ）

A 放射源 B 万用表 C 必须的设备和工具 D示波器

24.说某台取样泵有好的工作特性是指（ B ）

A．抽气流量随负载变化较小 B．抽气流量随时间变化较小

C．噪音较小 D．不漏气

25.放射性气溶胶监测取样过程中引起的误差，与样品测量中的误差相比往往（ B ）

A.较小 B.较大 C.相当 D.可以忽略

26.下列说法不正确的是（ D ）

A.衰变法可利用简单设备准确可靠进行测量，但不能及时给出结果B.α-β比值法和α-β假符合法准确性都受氡、气子体平衡浓度变化的影响较大

C.α-β假符合法受样品自吸收影响较小

D.能量甄别法可及时排出干扰，与以上所提及的其他方法相比要准确可靠些。

27.某一放射性气溶胶样品取样流量25L/min，取样时间40分钟，滤材过滤效率50%，样品自吸收系数0.5, 探测效率20%，3天后测得样品计数率20cps，本底计数率10cps，则相应人工放射性浓度为( A )Bq/m3 。

A．200 B．50 C．12.5 D．0.5

28.放射性气溶胶探测下限一般采用（ C ）倍本底计数率的标准偏差表示。

A．1 B．2 C．3 D．4

29.在工艺过程测量和流出物监测报警工作中，常采用（ A ）监测法进行水中放射性监测。

A． 就地 B．取样 C．过滤 D．蒸发

30.就地监测与取样监测相比，探测下限一般（ B ）

A．较低 B．较高 C．相当 D．可以忽略

31.在条件许可的情况下，水中放射性取样监测取样前搅动水池中的水，是为了确保（ C ）

A.所取的水是流动的，以便测量结果能反映水流动时的情况

B.使沉积的放射性物质泛起，以便测量到较高的数值

C.采集到的样品是有代表性的

D.使各次取样情况一致，以便测量结果相互符合

32.水中放射性取样监测蒸发制样过程中，向水样中加入适当的酸或碱，是为了（ D ）

A.中和使样品呈中性 B.加速部分放射性物质沉淀

C.减少放射性物质分解挥发 D.减少器壁放射性物质吸附和蒸发损失

33.有一水中放射性浓缩样品总β测量结果及相关数据如下：样品计数率40cps，本底计数率10cps，浓缩水样体积2L，质量3.0g, 取测质量0.1g, 探测效率20%，放射性回收率70%，自吸收校正因子0.8, 则该水样总放射性浓度为( D )Bq/L

A．2.9 B．4.5 C．7.7 X102 D．4.0X103

34.对于取样测量，通常采取（ B ）确定样品的活度

A．绝对测量法B．相对测量法C．直接测量法D．间接测量法

35. 在操作放射性量一定的情况下,增大人与辐射源间的距离可( B ) 工作人员受照剂量率。

A:增大 B: 降低 C:不影响 D:都不对

36. 下面属于常用γ射线的屏蔽材料是( D )。

A: 有机玻璃 B: 铝 C: 烯基塑料 D: 混凝土

37.下面不属于外照射屏蔽设计内容的是( D )

A:选择合适的屏蔽材料B:确定屏蔽的结构形式

C:计算屏蔽层的厚度 D:考虑合适促派方式

38. 当急性照射达到( B )时,个体将有50%发生死亡。

A: 1～2Gy B: 4～5Gy C: 8～10Gy D: 10Gy以上

39. 在应急照射情况下从事干预时,除了抢救生命的行动外,必须尽一切合理的努力,将工作人员所受到的剂量保持在单一年份剂量限值的( A )以下。

A: 2倍 B: 5倍 C: 10倍 D: 15倍

40. 在职业照射中,在受照均匀的情况下, 如果一年按50个工作周计算,每月按4周计算,年剂量限值按20 mSv计算,则这样月剂量当量控制为( C )。

A:0.01 mSv B: 0.4 mSv C:1.6mSv D: 4.8 mSv

41. β射线比α粒子的穿透能力大,在空气中的射程可达( C )。

A:几厘米 B: 几分米 C: 几米 D: 几十米

42. 当β粒子的能量小于( A )时,则不必考虑它们的韧致辐射防护问题。

A: 0.1Mev B: 0.3Mev C: 0.5Mev D: 0.7Mev

43.点状γ源的照射量率计算公式为( A )。

A: X=A·Г/R2 B: X=dQ/dm C: D=8.73×10-3·X D: 都不对

44. 若已知γ辐射场某处的照射量率为1R/h,则可近似认为该处的剂量率为(A)。

A: 0.01Sv/h B: 0. 1Sv/h C: 1Sv/h D: 10Sv/h

45. 对能量为0.7Mevγ射线, 当吸收物质为铅时,其半厚度值为(C)。

A:0.41㎝ B: 0.49㎝ C: 0.59㎝ D: 0.70㎝

46.我国电离辐射防护基本标准至今已经历了(C)更迭。

A.两代 B.三代 C.四代 D.五代

47.电离辐射防护与辐射源安全基本标准是2002年(C)发布。

A.5月1日 B.8月8日 C.10月8日 D.12月8日

48.GB18871-2002“电离辐射防护与辐射源安全基本标准”，全部技术内容均为(A)的国家标准。

A.强制性 B.指导性 C.协调性 D.参考性

49.特殊情况的职业照射，剂量平均期破例延长到(D)连续年。

A.6 B.7 C.8 D.10

50.特殊情况的职业照射，剂量限值的临时变更，应遵循审管部门的规定，但任何一年内不得超过(B)mSv，临时变更的其限不超过5年。

A.25 B.50 C.40 D.20

51.为保护胚胎和胎儿的健康，对孕妇的年受照剂量应控制不超过(A)mSv。

A.1 B .2 C.5 D.10

52.GB18871-2002规定，对放射性工作场所的污染设备、用品，经去污使其污染水平降低到所在区分的设备污染控制水平的(C)以下时，经审管部门或审管授权的部门确认同意后，可当作普通物品。

A.1/30 B.1/40 C.1/50 D.1/100

53.接受I131治疗的患者其体内放射性活度<(C)mBq之间不得出院。

A.100 B.300 C.400 D.500

54.表面污染水平按一定面积上平均值计算，地面取(C)cm2。

A.500 B.700 C.1000 D.2000

55.年龄小于18周岁的人员，除非为了进行培训，并受到监督，否则不得在(B)区工作。

A.高污染 B.控制 C.监督 D.非监督

56.从事干预时，除了抢救生命的行动外，必须尽一切合理的努力，将工作人员所受的剂量保持在最大单一年份剂量值(A)倍以下。

A.2 B.3 C.4 D.5

57.工作场所中氡持续照射情况补救行动的行动水平是在年平均活度浓度为500-(D) Bq 222Rn/m3范围内。

A.600 B.700 C.900 D.1000

58.低放废气浓度小于或等于（ C ）Bq/cm3。

A.4×105 B. 4×105 C. 4×107 D. 4×108

59.高放废液浓度大于( D ) Bq/L。

A.4×107 B. 4×108 C. 4×109 D. 4×1010

60.要求固体废物处置系统能提供足够长的安全隔离期，通常低中放废物的隔离期大于（ C ）年。

A.100 B.200 C.300 D.500

61.放射性废物其活度浓度或活度( B )国家审管部门规定的清洁解控水平。

A.等于 B.大于 C.小于等于

62.低放固体废物T1/2≤60d，比活度≤（ C ）Bq/kg。

A. 4×104 B. 4×105 C. 4×106 D. 4×107

63.在处理废物的优化设计中要减少二次废物的量，并尽可能考虑废物的( B )。

A.容易处理 B.再利用可能 C.比活度要低 D.容易处置

64.放射性废物管理应考虑对境外人类健康和环境的保护，并确保对其的影响©对自己境内已经判定可接受的水平。

A.大于 B.小于 C.不大于 D.不小于

65.高放浓缩液贮槽应考虑设置冷却装置和采取防(D)措施。

A.核辐射 B.核污染 C.核扩散 D.核临界

66.污染设备经多次去污，其污染水平降到控制标准的1/50以下时，经(C)确认同意后，可当作普通物品使用。

A. 辐射防护部门 B.剂量监测单位

C.审管部门或其授权的部门D.运营单位

67.放射性控制区设备地面极毒性α污染控制标准为(A)Bq/cm2。

A.4 B. 4×10-1 B. 4×10-2 C. 4×101

68.表面污染水平按一定面积上的平均值计算，设备取(C)cm2.

A.100 B.200 C.300 D.500

69.直接测量α表面污染时，探头离污染表面的距离不大于(C)cm。

A.0.8 B.1 C.0.5 D.1.5

70.严重的β污染可以使盖革计数管“饱和”，结果计数率表头上出现(C)的计数。

A.+∞ B.-∞ C.0 D:1000

71.用直接测量法测得地面β污染计数为120CPS，探头容器为50cm2，仪表效率η=18，仪表测量本底为9CPS，该地面污染水平为(C)Bq/cm2。

A.8.5 B.10.2 C.12.3 D.14.2

72.已知其表面的污染为850衰变/分，擦拭的样品测量净计数80/分衰变，测量装置的效率为20%，擦拭效率为(C)%。

A.26 B.37 C.47 D.45

73.所谓场区调查就是要查清厂区 （ C ）有多大。

A.生活区 B.小区 C.放射性区域 D.场区

74.核设施退役工程结束后，非放厂房、设备、系统跟随（ B ）。

A.迁走 B.拆除退役 C.继续用 D.卖出

75.（ D ）存量调查是为了弄清核设施污染总活度。

A.废水量 B.固体废物 C.金属废物 D.放射性

76.广泛地了解国内外核设施去污方法，并加以比较，应采用去污法简单、效益高、投资少的 ( C )去污方法。

A.现代 B.先进 C.特殊 D.一般

77.干法去污并不追求去除下来多少( B )。

A.放射性水平 B.活度 C.辐射水平 D.污染水平

78.化学去污的缺点是去污时产生的废液，不但具有放射性而且带有腐蚀性，给贮存和处理都带来 ( A )。

A.困难 B.没什么 C.方便 D.简单

79.包装容器的选择应根据内容物的 ( B )。(如物理、化学和放射性特性，放射性核素和活度浓度等)

A.几何形状 B.特点 C.特性 D.情况

80.运输出厂的放射性废物货包表面任一点的辐射剂量率必须小于或等于 ( C ) mSv/h。

A.0.1 B.3.0 C.2.0 D.2.5

81.放射废物处置就是将废物与 ( C ) 长期安全地隔离，使它们对人类和环境的影响减少到可合理达到尽量低水平。

A.植物 B.动物 C.人类环境 D.土地

82、我国放射性固体废物是按比活度（ B ）来分类的。

A、Bq·m-3 B、Bq·Kg-1 C、Ci·L-1 D、Bq·cm-2

83、照射量是反映X或γ射线对空气（ C ）大小的一个量。

A、能量吸收 B、能量消耗 C、电离本领 D、电子复合

84、1库仑·千克-1等于（ A ）伦琴

A、3.877×103 B、3.877×10-3 C、3.877×10-2 D、1×103

85、空气中同一点中的X或γ射线为1伦琴照射量时其对应的吸收剂量为（ A ）戈（瑞）。

A、8.73×10-3 B、8.73×103 C、8.73×10-1 D、0.95

86、照射量和照射量率是表征（ C ）辐射场的物理量。

A、电子 B、质子 C、光子 D、裂变碎片

87、常见辐射的辐射权重因素ωR对γ和X射线为（ B ）。

A、20 B、1 C、5 D、10

88、1希沃特等于（ C ）焦耳每千克。

A、10 B、100 C、1 D、0.1

89、引入组织权重因素ωT是为了考虑不同组织或器官对发生（ B ）效应的不同敏感性。

A、确定性 B、随机性 C、电解性 D、损伤性

90、气体电离探测器包括（ D ）三种。

A.计数管、晶体管、电子管 B.电离室、正比计数管、数码管

C.计数管、电离室、数码管 D. 电离室、正比计数管、G-M计数管

91、正比计数管应该使其工作状态保持在输出脉冲幅度与初始总电离保持（ B ）。

A、恒定关系 B、正比关系 C、反比关系 D、不变关系

92、半导体探测器具有很高（ B ）是其的一个重要优点。

A、稳定性 B、能量分辩率 C、幅度输出 D、脉冲电流

93、闪烁探测器主要由闪烁体、（ C ）三部分组成。

A、集光器和光电数码管 B、光反射器和电子管 C、光收集部件和光电信增管 D、聚光器和光吸收器

94、NaI(Tl)晶体主要用来测量（ A ）射线的能谱和强度。

A、γ　　　B、αγ　　　C、β X D、γβ

95、历史上人们定名的耐受剂量相当于现在的（ B ）。

A、10msv/d B、2msv/d C、20msv/a D、50msv/a

96、辐射防护强调实践必须是（ C ）。

A、无害的 B、有用的 C、正当的 D、理想的

97、进入体内的放射性核素主要通过（ C ）这种媒介物进行转移。

A、水 B、肌肉 C、体液 D、器官

98、内照射中把受到照射的器官叫做（B ）。

A、接受器官 B、靶器官 C、照射体 D、主要器官

99、工艺操作和生产流程中作好内照射防护的措施主要有两条原则：（1）包容和集中 （2）（ B ）。

A、密封和屏蔽 B、稀释、分散和去污

C、控制工作时间 D、远距离操作

100、放射性设施的去污应尽量采用（ C ）。

A、压空吹除 B、干扫除 C、湿法清除 D、蒸汽喷除

101、伤口未愈人员不得参加（ B ）放射性工作。

A、封闭性 B、开放性 C、高辐射性 D、操作性

102、辐射仪器初始检定合格投入使用后，不坏（ B ）使用。

A、就可长期继续 B、也要定期送检合格才能

C、只需检查就可 D、不需检查也可

103、对（ B ）测量仪器要特别注意防止沾污。

A、高剂量率 B、低本底 C、中子 D、临界报警

104、下列闪烁体中（ B ）容易潮解，故必须密封使用。

A、塑料闪烁体 B、NaI(Tl)晶体 C、ZnS(Ag)晶体 D、CSI（Te）晶体

105、我国核应急工作的方针是：（B ）、统一指挥、大力协同、保护公众，保护环境。

A独立组织、警钟长鸣 B 积极兼容、常备不懈

C 专业机构、昼夜值班 D 尽量兼容、预防为主

106、我国核应急状态分为四级：即（ B ）、场区应急和场外应急。

A 应急准备、 应急响应 B 应急待命、厂房应急

C 车间应急、厂内应急 D 应急准备、应急行动

107、辐射防护评价（ B ）辐射防护工作的重要组成部分。

A 不是 B 是 C 不属于 D 可能是

108、核应急计划是减缓（ B ）的辐射防护措施。

A 不安全隐患 B 事故后果 C 事故苗头 D 异常因素

109、穿气衣和戴防毒面具对（ C ）防护是十分重要的措施。

A 外照射 B 减少照射量 C 内照射 D 屏蔽

110、内照射气溶胶中放射性核素的摄入量和气溶胶粒度（ B ）。

A 无关 B 有关 C 成正比关系 D 成反比关系

111、待积当量剂量是从摄入放射物质时刻起（ C ）某一靶器管上总共累积的当量剂量。

A 30年内 B 10年内 C 50年内 D 20年内

112.低放废气浓度小于或等于( C )Bq/cm3。

A.4×105 B. 4×105 C. 4×107 D. 4×108

113.低放废液浓度小于或等于(B) Bq/L。

A.4×105 B.4×106 C. 4×107 D. 4×108

114.高放废液浓度大于(D) Bq/L。

A.4×107 B. 4×108 C. 4×109 D. 4×1010

115.适合浅地层处置的废物必须满足在300年-(B)年内，比活度能降到非放固体废物水平的废物。

A.400 B.500 C.600 D.1000

116.要求固体废物处置系统能提供足够长的安全隔离期，通常低中放废物的隔离期大于(C)年。

A.100 B.200 C.300 D.500

117.加强放射性废物管理的最终目标是(C)。

A.核安全 B.环境安全 C.人类生存安全 D.节省费用

118.经批准向环境直接排放的放射性流体废物属于(B)。

A.处理 B.处置 C.暂存 D.整备

119.放射性废物，其活度浓度或活度(B)国家审管部门规定的清洁解控水平。

A.等于 B.大于 C.小于等于 D. 不等于

120.高放废液浓度大于(D)Bq/l。

A. 4×106 B. 4×107 C. 4×109 D. 4×1010

121.低放固体废物T1/2≤60d，比活度≤(C)Bq/kg。

A. 4×104 B. 4×105 C. 4×106 D. 4×107

122.废物产生控制是通过优化设计、合理运营、分类收集、减少废物活度和体积，达到(B)。

A.最低化 B.最少化 C. 最优化 D.集成化

123. 辐射仪器在使用前应（ A ），按仪器说明书要求操作。

A 熟悉仪器性能 B 到现场测量一次 C 先操作看 D 先把仪器拆开

124.对符合排放的流体废物分别在规定的条件下排放到弥散条件良好的大气或水体中，使其对人类环境的影响减少至( C )水平。

A.最低 B.没有危害的 C.合理达到的尽可能低的 D.排放限值

125.对废物进行焚烧减容、压空减容、切割减容等操作时要注意防止(D)等安全问题。

A.火灾 B.爆炸 C.污染扩大 D.超剂量

126.放射性废物管理应考虑对境外人类健康和环境的保护，并确保对其的影响（ C ）对自己境内已经判定可接受的水平。

A.大于 B.小于 C.不大于 D.不小于

127.从废液中回收易裂变材料时，应考虑核( C )安全问题。

A.污染 B.辐射 C.临界 D.扩散

128.高放浓缩液贮槽应考虑设置冷却装置和采取防( D )措施。

A.核辐射 B.核污染 C.核扩散 D.核临界

129.低、中放固体废物的贮存期一般不宜超过( B )年。

A.3 B.5 C.10 D.20

130.污染设备经多次去污，其污染水平降到控制标准的1/50以下时，经(C)确认同意后，可当作普通物品使用。

B. 辐射防护部门 B.剂量监测单位

C.审管部门或其授权的部门 D:运营单位

131.表面污染监测的主要目的有( C )条。

A.2 B.3 C.4 D.5

132.表面污染通过（ C ）可以知道。

A.视觉 B.嗅觉 C.表测 D.手摸

133.放射性控制区设备地面极毒性α污染控制标准为( A )Bq/cm2。

A.4 B. 4×10-1 B. 4×10-2 C. 4×101

134.工作服内衣的β污染控制水平是( B )Bq/cm2。

本文来源：https://www.2haoxitong.net/k/doc/93fc20437e192279168884868762caaedc33bad3.html