34.ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

#	Вопрос
1	Какие источники ионизирующего излучения освобождаются от контроля после оформления санитарно-эпидемиологического заключения?
2	За счет чего обеспечивается радиационная безопасность на радиационных объектах?
3	За счет чего обеспечивается радиационная безопасность персонала?
4	Какие категории по потенциальной радиационной опасности существуют?
5	Какие объекты относятся к 1 категории по потенциальной радиационной опасности?
6	Контроль каких параметров ядерной безопасности должно быть предусмотренно проектом объекта ядерного топливного цикла?
7	Вокруг радиационных объектов каких категорий устанавливается санитарно-защитная зона?
8	Что запрещается размещать в санитарно-защитной зоне радиационного объекта?
9	Какие значения проектной мощности эквивалентной дозы для стандартной продолжительности пребывания в помещениях постоянного и временного пребывания персонала группы А, используются при проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения?
10	В каких случаях не предъявляются специальные требования к помещениям при использовании установок закрытыми радионуклидными источниками?
11	Какие системы (устройства) должны быть предусмотрены при подводном хранении закрытых радионуклидных источников?
12	Что должно быть предусмотрено в составе помещений при работах III класса с открытыми источниками излучения?
13	На какие зоны делятся помещения при работах I класса с открытыми источниками излучения?
14	Какая может быть площадь помещения в расчете на одного работающего для работ I и II классов?
15	Какие требования предъявляются к размещению пылегазоочистного оборудования?
16	В каком месте должен располагаться пункт радиометрического контроля кожных покровов?
17	Что включает в себя система обращения с жидкими радиоактивными отходами?
18	С учётом каких условий должно выбираться место захоронения радиоактивных отходов?
19	Какие виды радиационного контроля должна включать в себя система радиационного контроля радиационного объекта?
20	Какие технические средства должны использоваться в системе радиационного контроля обстановки объектов I и II категорий?
21	Какими мероприятиями обеспечивается радиационная безопасность?
22	Что обязаны иметь организации, в которых возможно возникновение радиационных аварий?
23	Что должно осуществляться в целях защиты населения и работников от влияния природных радионуклидов?
24	Какие полномочия осуществляет Правительство Российской Федерации в области обращения с радиоактивными отходами?
25	Какие полномочия осуществляют органы исполнительной власти субъектов Российской Федерации и органы местного самоуправления в области обращения с радиоактивными отходами?
26	Кто может обладать правом собственности на радиационные источники?
27	Кто имеет право утверждать перечень российских юридических лиц, в собственности которых могут находиться ядерные материалы и ядерные установки?
28	Кто осуществляет государственное управление использованием атомной энергии?
29	Кто осуществляет государственное регулирование безопасности при использовании атомной энергии?
30	Разрешается ли деятельность в области использования атомной энергии, подлежащая лицензированию, при отсутствии лицензии?
31	Кем принимается решение о сооружении ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения, находящихся в федеральной собственности, либо имеющих федеральное или межрегиональное значение, либо размещаемых и сооружаемых на территориях закрытых административно-территориальных образований?
32	Каковы принципы обеспечения ядерной безопасности объектов ядерного топливного цикла?
33	На какие системы и элементы подразделяются системы и элементы безопасности объекта ядерного топливного цикла по характеру выполняемых ими функций безопасности?
34	На какие системы и элементы подразделяются системы и элементы безопасности объекта ядерного топливного цикла по влиянию на безопасность?
35	Какие элементы безопасности объекта ядерного топливного цикла относятся к классу 1?
36	Требуется ли при обосновании пригодности площадки атомной станции учитывать радиационное влияние атомной станции на персонал?
37	Какие требования должны быть учтены при обосновании пригодности площадки атомной станции?
38	Где не допускается размещать атомную станцию?
39	Цель обеспечения ядерной безопасности критического стенда?
40	Кто и что обязан обеспечить при эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов?
41	Что должна содержать программа вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов?
42	В каком виде должны быть представлены результаты проведения комплексного инженерного и радиационного обследования и какие сведения они должны содержать?
43	Какие материалы должны быть установлены в проектной документации вывода из эксплуатации промышленных урано-графитовых реакторов?
44	Какие параметры должны обеспечивать методы и средства радиационного контроля ?
45	Кем и как должны быть предусмотрены системы обеспечения безопасности исследовательских реакторов?
46	Какие параметры должны быть приведены в проекте исследовательских реакторов?
47	Какие мероприятия по безопасности должны быть предусмотрены в проекте исследовательских реакторов?
48	Какие негативные факторы должна исключать управляющая система нормальной эксплуатации ?
49	К какой суммарной частоте тяжелого повреждения активной зоны необходимо стремиться при проектировании реакторной установки?
50	Какие мероприятия должны быть определены в программе ввода реакторной установки в эксплуатацию?
51	Каково количество и содержание этапов работ в программе ввода реакторной установки в эксплуатацию?
52	Что входит в программу физического пуска исследовательских реакторов?
53	В соответствии с каким нормативным правовым актом и с учетом каких требований должны проводиться ядерно опасные работы при физическом пуске исследовательских реакторов?
54	Какие параметры должны быть обеспечены до начала эксплуатации исследовательского реактора в режиме длительной остановки?
55	Какие мероприятия по обеспечению ядерной безопасности остановленного исследовательского реактора требуется разработать?
56	Как должен быть установлен и обоснован класс рассматриваемой площадки объекта использования атомной энергии?
57	Для оценки каких параметров назначается объем и состав выполняемых инженерных изысканий и исследований района размещения объектов использования атомной энергии и площадки объектов использования атомной энергии?
58	Какие должны устанавливаться и как обосновываться проектные пределы стойкости в проекте объектов использования атомной энергии для включенных в перечень зданий, сооружений и систем (элементов) объектов использования атомной энергии?
59	С учетом каких параметров должна обеспечиваться безопасность для каждого вновь проектируемого объекта использования атомной энергии?
60	Какие организационные и технические меры по инженерной защите объектов использования атомной энергии от внешних воздействий должны быть обоснованы в проекте?
61	Может ли ошибка персонала атомной станции стать причиной запроектной аварии?
62	Что такое защитные системы (элементы) безопасности?
63	Что такое «пороговый эффект»?
64	Удовлетворяет ли атомная станция требованиям безопасности, если при проектной аварии могут быть превышены установленные дозы облучения персонала?
65	Когда может быть начато сооружение основных зданий и конструкций атомной станции?
66	С наложением каких отказов в системах безопасности не должны быть превышены установленные пределы для проектных аварий при любом из учитываемых проектом атомной станции исходном событии?
67	Требуется ли при анализе безопасности проекта атомной станции учитывать независимую от исходного события ошибку персонала?
68	К какому классу безопасности относятся элементы систем безопасности, единичные отказы которых приводят в случае возникновения проектной аварии к нарушению установленных для такой аварии проектных пределов?
69	В соответствии с какими принципами должны проектироваться и конструироваться системы (элементы), важные для безопасности?
70	Какие системы безопасности, предназначенные для выполнения основных функций безопасности, должна иметь атомная станция?
71	Какие функции не требуется осуществлять с резервного пункта управления?
72	Можно ли использовать общую измерительную цепь для управляющих систем безопасности и управляющих систем нормальной эксплуатации?
73	Допускается ли совместное использование локализующих систем безопасности для нескольких блоков атомной станции?
74	В какое состояние должен быть переведен блок атомной станции, если установленные для него пределы и (или) условия безопасной эксплуатации не соблюдаются при работе реактора?