| A．加速管 |
| B．微波传输系统 |
| C．束流系统 |
| D．治疗床 |
| E．放射源贮存容器 |
| A．发射角度 |
| B．电子的能量 |
| C．束流强度 |
| D．靶物质原子序数 |
| E．靶厚度 |
| A．事故的直接原因是操作设备的医生违章操作，切断加速器的剂量联锁装置 |
| B．事故的根本原因是辐射工作人员核安全文化淡漠，缺乏安全意识，未落实操作规程等制度，未按作业程序进行照射治疗 |
| C．辐射工作单位应定期检查维护相关设备，并不断提高其安全性能，任何时候不能随意拆除设备自身的安全联锁装置 |
| D．在辐射工作中，发现异常情况应表示怀疑和谨慎的态度 |
| E．发生医疗照射事故后，应及时、尽最大努力救治受照人员，做好公众及家属的思想引导工作，维护社会稳定，减少不良的社会影响 |
| A．剂量分布是大大优于 X 射线和电子的剂量分布 |
| B．能提高局部控制率和生存率 |
| C．能避免产生过大的副作用 |
| D．质子的 RBE 约为 1.1~1.2 |
| E．质子、重离子治疗不存在后效应 |
| A．贮源容器生产单位名称 |
| B．放射性核素名称 |
| C．最大容许装载活度 |
| D．电离辐射警告标志 |
| E．放射源图片 |
| A．核素名称 |
| B．化学符号 |
| C．等效活度与标定日期 |
| D．生产单位名称 |
| E．放射源编号 |
| A．球管 |
| B．机架 |
| C．治疗床 |
| D．高压发生器 |
| E．循环冷却装置 |
| A．直线电子加速器 |
| B．60Co 治疗机 |
| C．192Ir 后装治疗机 |
| D．B 超机 |
| E．质子、重离子加速器 |
| A．根据事故的紧急程度，可不佩戴个人剂量监测设备 |
| B．佩带感光胶片 |
| C．佩带个人剂量报警仪 |
| D．佩带直读式个人剂量率仪 |
| E．以上都不对 |
| A．单一性 |
| B．多样性 |
| C．保密性 |
| D．独立性 |
| E．多重性 |
| A．单独建造 |
| B．治疗室的墙壁及顶棚必须有足够的屏蔽厚度 |
| C．合并建造 |
| D．当条件有限时可建筑在多层建筑物顶层的一端 |
| E．当条件有限时可建筑在多层建筑物底层的一端 |
| A．2μSv/h |
| B．1μSv/h |
| C．2.5μSv/h |
| D．10μSv/h |
| E．100μSv/h |
| A．应当配置剂量测量仪器、扫描仪和模拟定位机等设备 |
| B．放射治疗的专业人员需考核合格后方可上岗 |
| C．应当制定出文字的安全操作规范 |
| D．若有一道安全联锁可以正常工作就可开机治疗患者 |
| E．治疗中，操作人员不可以擅自离开岗位 |
| A．离子源 |
| B．低能输运线 |
| C．直线加速器/回旋加速器 |
| D．中能输运线 |
| E．同步加速器 |
| A．能够对肿瘤靶区进行显像 |
| B．能够确定肿瘤的代谢状态 |
| C．能准确地控制照射条件 |
| D．能显示放射源启动、传输、驻留的源位显示 |
| E．能显示治疗日期、通道、照射总时间及倒计数时间 |
| A．放射源数目 |
| B．放射源类型 |
| C．源置入腔内的日期和时间 |
| D．源在腔内置放时间 |
| E．源被撤除腔内的日期和时间 |
| A．226Ra |
| B．60Co |
| C．252Cf |
| D．137Cs |
| E．192Ir |
| A．是用 kV 级的 X 射线对人体进行放疗的设备 |
| B．是用 MV 级的 X 射线对人体进行放射治疗的设备 |
| C．是用中子和 γ 射线对人体进行放射治疗的设备 |
| D．是用电子射线对人体进行放疗的设备 |
| E．X 射线治疗机是最早的外照射治疗机 |
| A．X 射线可使生物细胞受到抑制 |
| B．X 射线可致使机体发生生理、生化的改变 |
| C．同一机体的不同器官对 X 射线的敏感度相同 |
| D．同一机体的不同生物细胞对 X 射线的敏感度相同 |
| E．X 射线可用于肿瘤的治疗 |
| A．粒子植入 |
| B．核素敷贴 |
| C．腔内放疗 |
| D．伽马刀 |
| A．直线加速器 |
| B．质子加速器 |
| C．伽马刀 |
| D．钴 60 治疗仪 |
| A．CT |
| B．质子加速器 |
| C．伽马刀 |
| D．直线加速器 |
| A．衰变常数 |
| B．性质 |
| C．活度 |
| D．污染程度 |
| A．为器官或组织所接受的平均当量剂量或全身有效剂量评价提供资料 |
| B．为环境影响评价提供资料 |
| C．为内照射个人剂量评价提供资料 |
| D．为公众受照剂量评价提供资料 |
| A．剂量率 |
| B．个人剂量 |
| C．活度 |
| D．能谱 |
| A．常规监测 |
| B．任务相关监测 |
| C．特殊监测 |
| D．场所监测 |
| A．放射性物质 |
| B．射线装置 |
| C．非密封放射性物质 |
| D．密封源 |
| A．带有防护围裙工作的情况，需要使用两个剂量计，即在围裙内侧佩带个人剂量计， 在围裙外侧佩带个人剂量报警仪 |
| B．带有防护围裙工作的情况，需要使用两个剂量计，即在围裙内侧佩带个人剂量报警仪，在围裙外侧佩带个人剂量计 |
| C．带有防护围裙工作的情况，需要使用两个剂量计，一个佩带在围裙内侧用来估算皮肤和眼睛的当量剂量，另一个佩带在围裙外侧用来估算有效剂量 |
| D．带有防护围裙工作的情况，需要使用两个剂量计，一个佩带在围裙内侧用来估算有效剂量，另一个佩带在围裙外侧用来估算皮肤和眼睛的当量剂量 |
| A．β 射线的测量要注意 γ 射线的影响 |
| B．β 射线的测量要注意 α 射线的影响 |
| C．β 射线的测量要注意中子的影响 |
| D．β 射线的测量要注意质子的影响 |
| A．包括 |
| B．不包括 |
| C．等同 |
| D．小于 |
| A．人为控制 |
| B．安全措施 |
| C．防护手段 |
| D．专门防护手段或安全措施 |
| A．专门防护手段或安全措施 |
| B．防护手段 |
| C．安全措施 |
| D．人为控制 |
| A．2001 |
| B．1998 |
| C．2002 |
| D．1992 |
| A．放射性污染 |
| B．污染 |
| C．辐射 |
| D．放射性吸附 |
| A．α 射线 |
| B．质子 |
| C．β 射线 |
| D．γ 射线 |
| A．保护人类 |
| B．保护环境 |
| C．限制一切有关辐射照射的实践活动 |
| D．避免确定性效应的发生，并将随机性效应的发生概率降低到合理可达尽可能低的水平 |
| A．计数率 |
| B．性别 |
| C．停留时间 |
| D．污染水平 |
| A．外照射监测、表面污染监测、空气污染监测 |
| B．陆地 γ 剂量率监测，宇宙射线剂量率监测 |
| C．内照射个人剂量监测、外照射个人剂量监测 |
| D．职业照射个人剂量监测、公众照射个人剂量监测 |
| A．环境监测、工作场所监测、流出物监测、个人剂量监测 |
| B．常规监测、应急监测 |
| C．常规监测、验收监测、应急监测 |
| D．常规监测、验收监测、应急监测、退役监测 |
| A．《表面污染测定第 1 部分 β 发射体（Eβmax ＞0.15MeV）和 α 发射体》（GB/T14056.1-2008） |
| B．《表面污染测定第 2 部分氚表面污染》（GB/T14056.1-2011） |
| C．《职业性皮肤放射性污染个人监测规范》（GBZ166-2005） |
| D．《环境地表 γ 辐射剂量率测定规范》（GB/T14583-93） |
| A．多见于非密封放射性物质 |
| B．常见致电离子主要是 γ |
| C．常见致电离子主要是 α、β |
| D．危害方式为电离或化学毒性 |
| A．B、C |
| B．B、C、D |
| C．甲、乙、丙 |
| D．甲、乙、丙、丁 |
| A．辐射防护的基本任务是保护环境 |
| B．保障从事放射性工作的人员和公众的健康和安全，保护他们的后代 |
| C．促进原子能事业的发展 |
| D．只需要考虑经济因素，不需要考虑辐射水平 |
| A．热释光个人剂量计 |
| B．便携式周围剂量当量率仪 |
| C．表面污染监测仪 |
| D．活度计 |
| A．警告标志可设置在放射性同位素、含放射源的射线装置的运输工具上 |
| B．警告标志通常只设置在放射性工作场所入口，出口不需要设置 |
| C．警告标志可设置在室外、野外作业安全防护区域 |
| D．警告标志可设置在放射性同位素包装容器、含放射性同位素的设备和射线装置 |
| A．特别重大 |
| B．重大 |
| C．较大 |
| D．一般 |
| A．个人剂量计 |
| B．个人剂量计、直读式剂量计 |
| C．个人剂量计、剂量率仪 |
| D．个人剂量计、直读式剂量计、个人剂量报警仪 |
| A．GB12379-2002 |
| B．GB8999-2002 |
| C．GB18871-2002 |
| D．HJ/T61-2002 |
| A．采用铅比有机玻璃屏蔽效果好 |
| B．对于 β 射线，应该分两步来考虑，先考虑对 β 粒子的屏蔽，再考虑对韧致辐射的屏蔽 |
| C．在对 β 射线进行屏蔽时，常常会产生韧致辐射，其韧致辐射穿透力很差，不需要屏蔽 |
| D．在对 β 射线进行屏蔽时，重原子序数的材料产生的韧致辐射更少 |
| A．水 |
| B．聚乙烯 |
| C．铁 |
| D．铅 |
| A．联合国原子辐射效应科学委员会 |
| B．国际辐射防护委员会 |
| C．国际原子能机构 |
| D．国际劳工组织 |
| A．对含长寿命核素的放射性废液，可放置衰变，直到可排放为止 |
| B．对产生大量废液的单位，应设置专门下水道和放射性废液贮存处理设施 |
| C．对可疑废液应先采取取样分析后，决定是否可以排放或按放射性废液处理 |
| D．对含短半衰期核素的放射性废液，可放置衰变，直到可排放为止 |
| A．工作场所、处理设备 |
| B．工作场所、任意设备 |
| C．任意场所、处理设备 |
| D．任意场所、任意设备 |
| A．填埋 |
| B．排入江河 |
| C．核反应 |
| D．贮存衰变 |
| A．4.2 |
| B．3.1 |
| C．2.5 |
| D．4.8 |
| A．Ci |
| B．Sv |
| C．Gy |
| D．Bq |
| A．希沃特每秒（Sv/s） |
| B．戈瑞每秒（Gy/s） |
| C．居里（Ci） |
| D．贝克勒尔（Bq） |
| A．按照射方式分为内照射与外照射 |
| B．按照射剂量率大小分为急性效应与慢性效应 |
| C．效应出现一般均较快 |
| D．按效应出现的时间分为早期效应与远期效应 |
| A．只与辐射的种类相关 |
| B．与辐射的种类和辐射的能量相关 |
| C．只与辐射的能量相关 |
| D．不确定 |
| A．弹性散射 |
| B．非弹性散射 |
| C．慢化 |
| D．光电效应 |
| A．微波 |
| B．手机辐射 |
| C．间接电离 |
| D．直接电离 |
| A．高 |
| B．低 |
| C．强 |
| D．多 |
| A．中子不带电 |
| B．中子带正电 |
| C．中子带负电 |
| D．有的中子带正电，有的带负电 |
| A．光子 |
| B．原子核发射的电子 |
| C．氢的原子核 |
| D．核外电子 |
| A．α 粒子 |
| B．β+粒子 |
| C．β-粒子 |
| D．中子 |
| A．光电效应 |
| B．康普顿效应 |
| C．电子对效应 |
| D．韧致辐 |
| A．原子核的核子数 |
| B．中子数 |
| C．质子数 |
| D．核外电子数 |
| A．T1/2 |
| B．1/2T |
| C．T-1/2 |
| D．D-1/2 |
| A．α 射线 |
| B．γ 射线 |
| C．中子 |
| D．重离子 |
| A．γ 辐照装置卡源事件处理工作人员 |
| B．γ 探伤机倒源工作人员 |
| C．碘-125 粒籽植入医生 |
| D．吸入大量放射性气体的放射性药品生产人员 |
| A．重带电粒子质量大，因此内照射、外照射均无需防护 |
| B．重带电粒子电离能力强，射程短，一般无外照射风险 |
| C．重带电粒子外照射防护与中子防护相似 |
| D．重带电粒子穿透能力很强与中子一样 |
| A．人员撤离并隔离散落区域 |
| B．戴呼吸防护器，穿防护服 |
| C．辐射评价人员到场进行评价支持 |
| D．为现场处置建立外照射屏蔽装置 |
| A．放射源 |
| B．射线装置 |
| C．非密封放射性物质 |
| D．货包 |
| A．控制工艺过程 |
| B．监测辐射源的运行状态 |
| C．控制污染物的排放 |
| D．提高生产效率 |
| A．低于或超过量程范围时，仪器还会有读数，但测量结果是不可靠的。 |
| B．只要仪器有读数，测量结果是可靠的 |
| C．高于仪器本身本底的读数是可靠的 |
| D．高于环境本底的读数是可靠的 |
| A．ZnS（Ag）、塑料闪烁体 |
| B．塑料闪烁体、ZnS（Ag） |
| C．金硅面垒、高压电离室 |
| D．高压电离室、金硅面垒 |
| A．常规监测 |
| B．任务监测 |
| C．特殊监测 |
| D．均不可以 |
| A．X、γ 辐射剂量率仪 |
| B．α、β 表面污染仪 |
| C．热释光个人剂量计 |
| D．个人剂量报警仪 |
| A．1mSv/a |
| B．20mSv/a |
| C．50mSv/a |
| D．150mSv/a |
| A．为了便于辐射防护管理 |
| B．在现行的基本安全标准 GB18871-2002 中将辐射工作场所进行分区 |
| C．放射性工作场所分为监督区和操作区 |
| D．为了便于职业照射控制 |
| A．GB18871-2002 |
| B．GB18877-2012 |
| C．GB18883-2002 |
| D．GB18285-2018 |
| A．时间防护法 |
| B．距离防护法 |
| C．屏蔽防护法 |
| D．源项控制法 |
| A．联合国原子辐射效应科学委员会（UNSCEAR） |
| B．国际辐射防护委员会（ICRP） |
| C．国际原子能机构（IAEA） |
| D．世界卫生组织（WHO） |
| A．用一层铅屏蔽 |
| B．用一层塑料屏蔽 |
| C．先用一层塑料再用一层铅屏蔽 |
| D．先用一层铅屏蔽再用一层塑料屏蔽 |
| A．第一层铅+第二层塑料 |
| B．第一层塑料+第二层铅 |
| C．第一层塑料+第二层铝 |
| D．第一层铅+第二层铝 |
| A．实践的正当性、辐射最优化、个人剂量限值 |
| B．时间、距离、屏蔽 |
| C．同时设计、同时施工、同时投入使用 |
| D．采取屏蔽措施、进行剂量监测、加强行政管理 |
| A．对于 α 衰变的放射源，因为 α 粒子穿透能力差，不需要对其进行防护 |
| B．对于 α 衰变的放射源，因为 α 粒子穿透能力差，所以内照射也没有伤害 |
| C．α 粒子一般不考虑外照射防护，内照射有危害 |
| D．体表沾污不会引起内照射，只有外照射的危害 |
| A．放射性物质进入人体后，将有相当一部分滞留于人体，对人体形成照射 |
| B．放射性物质的内照射持续时间都很短 |
| C．放射性物质一旦进入人体内，无法通过一般的控制方法来控制内照射 |
| D．内照射比外照射的危害性更大 |
| A．γ 射线从外部穿透人体，对人体形成照射，这种情况叫做内照射 |
| B．放射性物质在伤口处对人体形成照射，叫做内照射 |
| C．对于非密封 α 放射源，因为其穿透性差，不需要考虑内照射 |
| D．内照射多见于非密封放射性物质，进入人体后，潜在危害很大 |
| A．工业探伤 |
| B．核能发电 |
| C．医疗照射 |
| D．辐射育种 |
| A．当量剂量 |
| B．吸收剂量 |
| C．照射量 |
| D．辐射剂量 |
| A．严重程度 |
| B．发生几率 |
| C．致癌效应 |
| D．遗传效应 |
| A．衰变没有规律 |
| B．所有的原子瞬间一次全部完成衰变 |
| C．放射性的原子数量越衰变越多 |
| D．衰变过程遵循明确的统计规律 |
| A．放射性核素一天内衰变的原子数 |
| B．放射性核素一周内衰变的原子数 |
| C．放射性核素一年内衰变的原子数 |
| D．放射性核素单位时间内发生衰变的原子 |
| A．稳定核素 |
| B．不稳定核素 |
| C．所有的已发现的核素 |
| D．所有的原子 |
| A．能量 |
| B．质量 |
| C．数量 |
| D．速度 |
| A．带正电 |
| B．带负电 |
| C．不带电 |
| D．不确定 |
| A．原子不带任何电荷 |
| B．核外电子不带电 |
| C．原子核不带电 |
| D．原子核带正电，核外电子带同样数量的负电 |
| A．不稳定原子核 |
| B．核外电子 |
| C．原子核能级跃迁退激时 |
| D．电子束快速减慢时 |
| A．一个 β 粒子带有多个电子电荷的电量 |
| B．可能是正电子，也可能是负电子，但通常所说的 β 粒子指的是负电子 |
| C．β 粒子可以使靶物质的原子核发生电离 |
| D．同样能量的 β 粒子使物质原子电离本领较 α 粒子大得多 |
| A．Tl-208 和 Pb-208 |
| B．Sr-90 和 Y-91 |
| C．H-1、H-2 和 H-3 |
| D．Co-60和Co-60m |