LICENCIA DE OPERADOR DE INSTALACIONES RADIOACTIVAS

Cuando un átomo pierde un electrón cortical se forma: Ion positivo. Ion negativo. Un radionucleido. Un nuevo elemento químico.

La probabilidad de que un haz de fotones interaccione por efecto fotoeléctrico aumenta amedida que: Aumenta la energía de los fotones. Disminuye el número de átomos por unidad de volumen. Disminuye su densidad. Aumenta el número atómico del medio con el que interactúa.

Al excitarse un átomo, cambia: La composición de su núcleo. Su estado energético. Su número atómico. Su carga electrica.

Un átomo ionizado: Tiene siempre mayor número de protones que de electrones. Tiene distinto número de electrones que de protones. Es insensible a la acción de los campos eléctricos y magnéticos. Tiene siempre mayor masa que el átomo neutro correspondiente.

Cuando la radiación atraviesa un espesor semirreductor su intensidad se reduce a: Depende de la energía de la radiación. La cuarta parte. La mitad. La décima parte.

Cuando un electrón salta de una órbita más externa a otra más interna: El átomo se ioniza (ion positivo). Se absorbe previamente un fotón. El átomo se ioniza (ion negativo). Se emite radiación electromagnética.

Un átomo excitado: Tiene menor energía que en su estado fundamental. Tiene carga eléctrica neta negativa. Tiene carga eléctrica neta positiva. Tiene mayor energía que en su estado fundamental.

En la desintegración beta positiva el número atómico Z: Aumenta en una unidad. Disminuye en una unidad. Aumenta en dos unidades. No varía.

La actividad de una muestra radiactiva es: Directamente proporcional a la constante de desintegración. Directamente proporcional al número de núcleos de la muestra. Inversamente proporcional al número de átomos de la muestra. Independiente del periodo.

En las radiaciones siguientes, la de mayor poder de penetración en un absorbente es: Beta. X. Alfa. Gamma.

Si la distancia a una fuente radiactiva puntual se hace tres veces mayor, la correspondiente dosis: Se divide por tres. Se divide por nueve. Se divide por seis. Se multiplica por tres.

La atenuación que experimenta un haz colimado de fotones al atravesar un determinado espesor de un material depende de: La energía del haz, de la naturaleza del material y de la distancia entre la fuente de laradiación y el material. La energía del haz pero no la de la naturaleza del material. La naturaleza del material pero no de la energía del haz. La distancia entre la fuente de radiación y el material pero no de la energía del haz.

La emisión de radiación desde una fuente radiactiva puntual: Se efectúa en todas las direcciones del espacio. Se realiza siempre en una dirección preferente. Se efectúa en todas las direcciones solo si se trata de radiación gamma. En algunos radionucleidos se realiza en una sola dirección.

Los fotones de rayos X o gamma: Para que sean totalmente absorbidos se necesita un blindaje formado por un material debajo Z, un absorbente de neutrones y uno de alto Z. No sufren el fenómeno de la absorción ya que no ceden energía al medio, únicamenteson difundidos. Pueden ser totalmente absorbidos colocando un blindaje de alto Z y suficiente espesor. No pueden ser totalmente absorbidos ya que la atenuación se rige por una ley exponencial y siempre pasarán algunos.

Para construir un blindaje biológico contra neutrones rápidos, es conveniente utilizar: Cadmio seguido de plomo. Parafina seguida de cadmio y plomo. Plomo. Parafina exclusivamente.

En una desintegración gamma: El número másico A disminuye 4 unidades. Se produce radiación electromagnética. El número atómico Z disminuye una unidad. Se emiten neutrones.

En la desintegración beta, el número másico A: Disminuye en una unidad. Disminuye en dos unidades. Aumenta en una unidad. No varia.

Un núcleo excitado pasa al estado fundamental si libera energía emitiendo: Protones. Un fotón de radiación gamma. Un fotón de radiación X. Un electrón.

Un radionucleido tiene un período de semidesintegración de 5 años. Suponiendo que tenemosuna fuente de 200 bequerelios ¿qué actividad tendrá dentro de 15 años?. 200 bequerelios. 25 bequerelios. 33 bequerelios. 66 bequerelios.

Los rayos X y rayos gamma son: Ondas electromagnéticas que no propagan energía. Ondas electromagnéticas de la misma naturaleza que la luz visible pero de distinta frecuencia. Una propagación de iones magnéticos de energía variable. Una propagación de partículas pesadas de alta energía.

Un átomo excitado se desexcita cuando: Emite energía. Absorbe electrones. Emite lelectrones. Absorbe energía.

El fenómeno de la radiactividad está ligado a: La estructura de la corteza atómica. La inestabilidad del núcleo. El número de electrones de la última capa. La densidad del átomo.

La corteza atómica: Es una zona de carga eléctrica negativa. Es una zona de carga eléctrica positiva. Contiene casi toda la masa del átomo. Es una zona sin carga eléctrica.

Si la actividad de un radionucleido en un instante inicial es A⁰, transcurrido un tiempo igual a cuatro períodos tomará un valor igual a: A⁰/32. A⁰/16. A⁰/8. A⁰/4.

Al fenómeno en virtud del cual un átomo radiactivo se transforma en otro espontáneamente y emite una partícula se le llama: Excitación. Activación. Fusión. Desintegración.

El Operador de una instalación radiactiva, si estima que se han reducido las debidas condiciones de seguridad de la instalación y no puede consultar con el Supervisor de servicio, la primera medida que debe adoptar es: Abandonar la instalación. Comunicar la alteración al Consejo de Seguridad Nuclear. Detener la instalación. Solicitar instrucciones al titular de la instalación.

Para blindar contra la radiación electromagnética (rayos X o gamma) lo más adecuado es: Un material de bajo número atómico como la parafina. Un material de alto número atómico como el plomo. Una sustancia absorbente de neutrones como el boro. Un material rico en hidrógeno como el agua.

Si un paciente hospitalizado portador de fuentes radiactivas genera una tasa de dosis de 50microGy/h a 1 metro, ¿Cuál será el máximo de tiempo de permanencia del personal asistencial para que no se supere una dosis semanal de 200 microGy a 2 metros?. 12 horas/semana. 4 horas/semana. 16 horas/semana. 8 horas/semana.

La intensidad de dosis generada a 3 metros por una fuente radiactiva puntual emisora de radiación gamma es igual a 3 mGy/h. ¿Qué intensidad de dosis se medirá a 1 metro de la fuente?. 24 mGy/h. 27 mGy/h. 9 mGy/h. 1 mGy/h.

Un trabajador realiza al año 200 operaciones de 30 minutos cada una, en un lugar en el que la tasa de dosis es de 150 microSv/h, la dosis anual recibida será: 30 mSv. 15 microSv. 150 mSv. 15 mSv.

Se define la dosis efectiva E como: La dosis que se transmite a las futuras generaciones como consecuencia de las prácticas con material radiactivo. La dosis que produce efectos contrastables médicamente en el órgano o tejido que la recibe. La suma de las dosis equivalentes pondera en todos los tejidos y órganos. Solo es aplicable a las mujeres con capacidad para procrear.

El factor de calidad: Es igual para los distintos tipos de neutrones. Es distinto para cada órgano y tejido. Es en general menor que la unidad. Tiene en cuenta los diferentes efectos biológicos producidos por una misma dosis absorbida de dos radiaciones distintas.

Cuál de las expresiones es cierta: 1 mGy = 0.1 rad. 1 rad = 0.001 Gy. 1 Gy = 100 rem. 1 Gy = 100 mrad.

La tasa de dosis en un puesto de trabajo es de 15 microSv. ¿cuántos mSv recibe un trabajadorque permanezca un año en ese lugar? (1 año = 2000 horas de trabajo). 3 mSv. 30 mSv. 7,5 mSv. 15 mSv.

La tasa de dosis absorbida producida por una fuente puntual varía con la distancia proporcionalmente a: Al inverso del cuadrado de la distancia (l/r2). Al inverso de la distancia (l/r). Al cuadrado de la distancia (r2). La distancia.

Una exposición de 2 R corresponde aproximadamente a una dosis absorbida de aire de: 2 rad. 2754 mrad. 10 rad. 0,51 rad.

Si una persona permanece 40 horas en un lugar en el que se produce una tasa de dosis de 2,5 mrem/h y otra permanece un minuto en otro lugar en el que la tasa de dosis es de 6 rem/h se puede afirmar: Recibe mayor dosis la segunda. Ambas reciben las mismas dosis. Recibe mayor dosis la primera. Todas las respuestas anteriores son falsas.

La muerte del embrión (aborto espontáneo) tras exposición a radiación ionizante se produce principalmente: Durante las 2-3 primeras semanas de gestación. Entre la semana 8 y la 15 de gestación. Al final del embarazo. Durante la etapa de organogénesis de la gestación.

Si para medir la radiación ambiental de la instalación se utiliza una cámara de ionización esta: No requerirá calibración periódica a no ser que también se utilice para efectuar ladosimetría clínica de los haces de radiación de un acelerador. Bastará con que sea verificada periódicamente en el propio centro si se dispone de unafuente patrón adecuada. Deberá ser calibrada periódicamente por un laboratorio oficial autorizado al respecto. Deberá ser calibrada únicamente cuando sufra un accidente que requiera una operación de asistencia técnica.

En una instalación en la que se trabaja con delantal plomado los trabajadores expuestos de la categoría A: Llevarán el dosímetro personal en el pecho sobre el delantal. Nunca se lleva dosímetro personal con delantal plomado. Obligatoriamente deben llevar dos dosímetros uno sobre el delantal y otro debajo. Llevarán el dosímetro personal en el pecho debajo del delantal.

El fotomultiplicador es un componente de: Un contador proporcional. Emulsiones fotográficas. Una cámara de ionización. Un contador de centelleo.

Los dosímetros digitales de lectura directa de pequeño tamaño basados en detectores de ionización o de silicio que al alcanzar un valor de dosis prefijado emiten una señal acústica se denominan. Dosímetros de termoluminiscencia. Dosímetros fotográficos. Dosímetros operacionales. Ninguna de las anteriores es correcta.

Los monitores portátiles utilizados en protección radiológica emplean preferentemente: Cristales termoluminiscentes. Detectores de ionización gaseosa. Emulsiones fotográficas. Cristales de centelleo.

El principal inconveniente del contador Geiger radica en: Su elevado tiempo muerto que limita la actividad de la muestra a medir. Su bajo rendimiento y grandes dimensiones. El pequeño tamaño de los impulsos de salida. Su poca portabilidad al requerir fuentes de alta tensión.

Para detectar la radiación es necesario que: La radiación sea directamente ionizante. La radiación ceda toda su energía en la ventana del detector. Se produzca una elevación de la temperatura del detector. Se produzca una interacción con el detector.

El detector de centelleo está basado en que la interacción de una partícula con el medio luminiscente produce: Disociación. Ionización. Recombinación. Excitación.

¿Cuál crees que es una ventaja de los dosímetros de termoluminiscencia?. Son reutilizables. Son un registro permanente de la dosis. No necesitan ningún aparato para ser medidos. Se pueden lavar.

Para tener la seguridad de que un monitor de radiación funciona correctamente: Basta con proceder al ajuste del cero. Basta con verificar su funcionamiento con una fuente patrón. Basta con comprobar el estado de las baterías. Deberían realizarse las tres operaciones anteriores.

¿En qué proceso físico se fundamenta la detección de la radiación ionizante mediante un detector de gas?. Las excitaciones que se producen en el gas. Las ionizaciones que se producen en el gas. La diferencia de potencial aplicada entre los electrodos. La emisión gamma de las partículas radiactivas.

La acción de la radiación ionizante sobre la materia viva: No es probabilistica ni selectiva. Es probabilistica y selectiva. Es probabilistica y no selectiva. No es probabilistica más si es selectiva.

Para que una radiación produzca algún efecto sobre la materia viva: Es necesario que la radiación sea directamente ionizante. Es necesario que la radiación ceda energía a la materia. Es necesario que interaccione con una molécula clave como DNA o similar. Ha de superarse una dosis umbral minima.

De las cuatro partes del cuerpo que se señalan, indicar cual le parece que debe protegerse más de las radiaciones: El pelo. Las rodillas. Los ojos. Las manos.

Los efectos somáticos de la radiación afectan: Únicamente al individuo irradiado. A los descendientes del individuo irradiado. Exclusivamente al tejido muscular. Únicamente a los órganos reproductores.

¿Cuál de estas afirmaciones te parece correcta?. La alopecia debida a las radiaciones es un efecto probabilístico. El carcinoma radioinducido es un efecto determinista. La dermatitis radioinducida es un efecto somático determinista. La dermatitis radioinducida es un efecto genético.

De los siguientes efectos biológicos radioinducidos, ¿Cuál de ellos no es determinista (o lo que es lo mismo, es probabilístico)?. Esterilidad. Leucemia. Anemia. Cataratas.

Un efecto estocástico es aquel: Cuya probabilidad de incidencia depende de una dosis umbral. Cuya probabilidad de incidencia y no su gravedad dependen de la dosis. Cuya probabilidad de incidencia y su gravedad dependen de la dosis. Cuya probabilidad es mínima.

Como criterio general se puede afirmar que la acción de las radiaciones ionizantes: Es selectiva. Es específica. No es probabilística. Es lesiva.

Desde el punto de vista de la protección radiológica una mutación es: Siempre reparable. Ligeramente nociva. Siempre beneficiosa. Siempre nociva.

Si debido a la radiación se produce la muerte de un número de células de un órgano o tejido tan elevado como para producir la pérdida de alguna función nos encontramos ante: a) Un efecto estocástico. b) Un efecto determinista. c) Un efecto estocástico. d) Las respuestas b) y c) son correctas.

La gravedad de un efecto determinista (no probabilistico), por ejemplo una quemadura de la piel: No depende de la dosis recibida. La quemadura en la piel no es un efecto determinista. Es siempre muy pequeña. Aumenta con la dosis recibida.

Los efectos biológicos estocásticos de las radiaciones se producen con: Cualquier dosis absorbida. Dosis absorbidas muy altas. Fotones gamma exclusivamente. Dosis absorbidas superiores a ciertos valores umbrales.

Si a partir de una determinada dosis de radiación en el cristalino aparece como efecto "la catarata" estamos ante: Un efecto somático determinista. Un efecto somático probabilístico. Un efecto somático estocástico. Un efecto genético estocástico.

En los efectos biológicos no estocásticos. Existe umbral. Aumenta en IPC. No existe umbral. La probabilidad aumenta con la dosis.

Una dosis muy pequeña de radiación: Puede producir daños (incluso graves) aunque su probabilidad es mínima. Siempre produce efectos aunque sea a largo plazo. Nunca producirá un daño apreciable. En caso de producir algún efecto será tal que el organismo siempre lo podrá reparar.

Los efectos no estocásticos (deterministas): Tendrán más gravedad en función de la dosis. Habrá más probabilidad de que aparezcan en función de la dosis. Se pueden presentar por muy baja que sea la dosis. Tienen una gravedad que no depende de la dosis.

El CSN podrá revocar o suspender temporalmente las licencias de operador o supervisor de instalaciones radiactivas previa tramitación del expediente oportuno cuando: A) En el desempeño de las funciones se produzcan actuaciones u omisiones graves de forma voluntaria o negligente. B) El titular de la licencia cumpla 60 años. C) Son válidas las respuestas A) y B). D) Las circunstancias sociales o económicas obliguen a reducir la jornada de trabajo en una instalación.

En el caso de que una exposición médica no pueda justificarse. La decisión final será del personal médico. La decisión final será del paciente. La decisión final será del servicio de PR. Cualquier exposición no justificada está totalmente prohibida.

En el caso de que un operador de una instalación radiactiva observe una deficiencia grave en aspectos de seguridad de una instalación. Únicamente se informará al CSN. Deberá inmediatamente parar la instalación. Procurará informar al supervisor procediendo a la parada de la instalación en caso de no localizarlo. Solo se parará si lo dictamina el titular de la instalación.

Una zona vigilada se señaliza con un trébol de color. Rojo. Verde. Gris azulado. Amarillo.

La construcción, montaje y puesta en marcha de una instalación requiere autorización de. a) CSN. b) Ministerio de Industria y Energía. c) Conjuntamente a) y b). d) CIEMAT.

El titular de la práctica está obligado a mantener la dosis del feto de una mujer embarazada tan baja como sea razonadamente posible de forma que sea improbable que desde la comunicación de su estado hasta el final del embarazo dicha dosis supere: 6 mSv. 1 mSv. 10 mSv. 30 mSv.

Las revisiones médicas periódicas para trabajadores profesionalmente expuestos de la categoría A han de realizarse como mínimo. Únicamente a voluntad del trabajador. Únicamente si el titular de la instalación lo considera oportuno. Al menos una vez cada 12 meses. Con periodicidad semestral.

Establecer un control sanitario de cada persona expuesta a las radiaciones ionizantes. Es obligatorio en trabajadores de categoría A. Depende del tipo de instalación en que trabaje. Es aconsejable. No es necesario.

Si la dosis que recibe habitualmente un trabajador profesionalmente expuesto de categoría A son próximas a 50 mSv/año pero sin superar ese límite se puede decir: No es aceptable como norma general y hay que mejorar la radioproteccion en la instalación. Se cumple con la legislación y por tanto no hay que tomar medida alguna. Trabaja aceptablemente bien. Solo es aceptable para trabajadores mayores de 40 años.

En la determinación de la dosis de un trabajador profesionalmente expuesto. Debe contarse la dosis debida a fuentes externas a la contaminación interna y a la radiación natural. Debe tenerse en cuenta la contaminación interna y la radiación natural. Debe contabilizarse únicamente la exposición externa debida a una actividad profesional. Únicamente deberá contabilizarse la dosis a fuentes externas y a la contaminación interna prescindiendo de la radiación natural.

Los límites de dosis representan. Un control para asegurar que ningún individuo sea expuesto a un riesgo de irradiación considerado inaceptable en circunstancias normales. Representan los valores que garantizan la justificación de una práctica radiológica. Son valores que se establecen aún sabiendo que las dosis que reciban los trabajadores no están justificadas. La diferencia entre una situación segura y una peligrosa.

Quién debe firmar el Diario de Operación: El supervisor o el operador. El titular. El operador. El supervisor.

La dosis efectiva para el personal del público que eventualmente puede visitar una zonacontrolada no debe superar. 3/10 del límite para el trabajador profesionalmente expuesto. 1 mSv/año. 50 mSv. 100 mSv en 5 años consecutivos.

Las personas que realicen cursos de aprendizaje en una instalación radiactiva. Estarán siempre sometidos a dosis equivalentes iguales a 1/10 de los límites anuales. Tendrán una licencia temporal expedida por el CSN. Deberán previamente ser informadas e instruidas sobre los riesgos, normas,instrumentos, actuación y responsabilidad de la instalación. Deberán tener más de 18 años.

La inspección de las instalaciones radiactivas será realizada por personal. A) Exclusivamente del CSN. B) Exclusivamente del Ministerio de Industria y Energía. C) Exclusivamente del CIEMAT. D) A) y B) según los casos (MIE y CSN).

En la vecindad de una planta industrial de esterilización por irradiación se comprueba que ladosis equivalente anual en todo el cuerpo recibida por los habitantes de la zona es de 0,1 rem por lo que: La situación es de máximo riesgo y hay que evacuar la zona. Se ha superado el límite por lo que se deben tomar medidas para evitar posibles fugasde radiación. Se precisa obligatoriamente un examen médico extraordinario de todo el personal afectado. La dosis equivalente es inferior al límite anual.

Si en una instalación radiactiva un trabajador sobrepasa alguno de los límites. Solo podrá seguir trabajando en la categoría B. Debe abandonar sus ocupaciones laborales habituales en la instalación. Sus condiciones de trabajo posteriores deben someterse al criterio del médicoespecializado. Deberá ser excluido del trabajo con radiaciones ionizantes.

Un inspector del CSN. Está facultado para requerir la suspensión inmediata de los trabajos que representen manifiesto peligro. No está considerado como agente de la autoridad cuando está realizando. Puede sancionar a una instalación por realizar operaciones peligrosas. No está capacitado para mandar parar una actividad limitándose a realizar.

Cualquier dosis por debajo de los límites establecidos. Estará permitida en cualquier caso. Solo se permitirá en operaciones planificadas excepcionalmente. Tendrá que estar justificada en todo caso. No estará permitida a los TPE de categoría B.

Las medidas de protección radiológica deben ser tales que. Reduzcan el riesgo lo más posible. Hagan el riesgo nulo. No supongan un coste desmesurado. Eviten a todos los trabajadores los efectos estocásticos y no estocasticos.

Una sala en la que se trabaja 40 horas semanales está sometida en continuo a una intensidad de dosis procedente de una fuente radiactiva encapsulada emisora de radiación gamma de 5 microSv/hora ¿Cómo se deberá señalizar?. Con un trébol amarillo sobre fondo blanco. Con un trébol gris sobre fondo blanco provisto de puntas radiales. Con un trébol gris sobre fondo punteado. Con un trébol rojo sobre fondo blanco provisto de puntas radiales.

Para blindar contra la radiación electromagnética (rayos X o gamma) lo más adecuado es: Material rico en hidrógeno como el agua. Un material de bajo número atómico con parafina. Un material de alto número atómico como el plomo. Una sustancia absorbente de neutrones como el boro.

En el cómputo de dosis totales recibidas por un trabajador expuesto se tendrá en cuenta. B) Todas las dosis recibidas durante el período señalado incluidas las debidas a los radionucleidos. A) Únicamente las recibidas como consecuencia de su actividad laboral en el período correspondiente. C) Todas las dosis recibidas durante el período correspondiente excepto las debidas al radón presente en las viviendas. D) La suma de las citadas en A) y las resultantes de exámenes o tratamientos médicos como paciente.

El límite de incorporación anual (LIA) de un radionuclido es. El conjunto de radiaciones ionizantes que proviene de fuentes naturales terrestres o cósmicas. La actividad que introducida en el organismo de un individuo le proporciona el límite anual de dosis. Él valor máximo de la concentración de actividad de un radionúclido en el aire durante un año laboral. La exposición del organismo a fuentes de radiaciones exteriores a él.

En una instalación radiactiva las normas de protección contra las radiaciones y su actuación en caso de emergencia. La decisión de dar a conocer las normas de actuación en caso de emergencia corresponde al titular de la instalación. Deberán ser conocidas y cumplidas por todo el personal que trabaja en ella. Deberán ser conocidas por todo el personal que trabaje en ella y cumplidas únicamente por los operadores y supervisores. La decisión de dar a conocer las normas de protección a los empleados compete exclusivamente al encargado de la protección radiológica.

Un trabajador expuesto será clasificado en la categoría B por las condiciones en que realiza su trabajo. Es probable que reciba dosis efectivas superiores a 2 mSv por trimestre. Es muy improbable que reciba por año oficial dosis superiores a 6 mSv o 3/10 de los límites de dosis equivalentes para el cristalino, piel o extremidades. Existe la posibilidad de recibir dosis superiores a 3/10 de alguno de los límites establecidos por año oficial. Es probable que reciba anualmente dosis efectivas próximas a 20 mSv.

¿Cuál de las siguientes personas puede participar en una operación especial planificada?. Una mujer en periodo de lactancia. Un trabajador profesionalmente expuesto de la categoría B. Un estudiante de 17 años. Ninguno de los anteriores.

En las zonas de permanencia limitada con riesgo de contaminación el trébol será. De color amarillo sobre fondo amarillo punteado. De color amarillo sobre fondo blanco. De color verde sobre fondo blanco. De color amarillo sobre fondo blanco punteado.

Una zona con riesgo de irradiación externa se señalizará con un trébol. Rodeado de puntos. Con puntas radiales y puntos alrededor. En el interior de otro de mayor tamaño. Con puntas radiales.

Los límites de dosis para estudiantes que trabajen con radiaciones ionizantes. Son los mismos que para los trabajadores profesionalmente expuestos (TPE) independientemente de su edad. Son los mismos que los del público en general. Serán los tres décimos de los límites de los TPE para los menores de 16. Serán 6 mSv si su edad está comprendida entre 16 y 18 años.

Los límites legales de dosis para los pacientes son: 20 mGy para una placa de abdomen simple. 1 mSv anual si es menor de 16 años. 150 mSv en el cristalino. Todas las respuestas son falsas.

La dosis equivalente establecida como límite por un año oficial para el cristalino a losestudiantes de edad comprendida entre 16 y 18 años es de. 1,5 mSv. 0,15 mSv. 150 mSv. 50 mSv.

El uso correcto del dosimetro personal: Protege a los descendientes del usuario de los efectos genéticos. Permite evaluar la dosis debida a radiación externa recibida por el usuario. Permite evaluar la dosis recibida por el usuario debida a la radiación externa y a la contaminación. Protege al usuario de los efectos somáticos y genéticos debidos a la radiación externa ya la contaminación.

Al cabo de cuatro períodos de semidesintegración, la actividad de una muestra radiactiva será: Ocho veces menor. Dieciseis veces menor. Seis veces menor. Cuatro veces menor.

La unidad de dosis equivalente en el Sistema Internacional es el: Gray. Bequerelio. Rad. Sievert.

Colocando entre una fuente radiactiva y un operador un blindaje equivalente a dos espesoresde semirreduccion, el flujo colimado del haz primario se reduce a: La mitad. La cuarta parte. Prácticamente a cero. La tercera parte.

Una partícula alfa está constituida por: Cuatro protones. Tres protones y un neutrón. Tres neutrones y un protón. Dos protones y dos neutrones.

Las partículas beta son: Electrones o positrones. Neutrones. Corpúsculos de energía llamados también fotones. Protones.

Uno de los mecanismos de desexcitación del núcleo es la emisión de: Rayos X característicos. Rayos X de frenado. Radiación gamma. Protones.

La relación entre la unidad especial y del Sistema Internacional para la exposición es. 1 C/Kg = 1000 R. 1 C/Kg = 3876 R. 1 C/Kg = 100 R. Ninguna de las respuestas anteriores.

La dosis equivalente en órgano (Ht) y la dosis efectiva (E). No son ciertas ninguna de las afirmaciones anteriores. Son magnitudes limitadoras imposibles de medir en la práctica. Se estiman de manera razonablemente conservadora mediante las magnitudes operacionales. Sirven para estimar de manera razonablemente conservadora a las magnitudes operacionales. Coinciden con la dosis absorbida si se dan condiciones de equilibrio electrónico en la medida.

La eficiencia absoluta depende de: Las propiedades geométricas del sistema. Las propiedades de la radiación incidente. Las propiedades intrínsecas del detector. Las propiedades intrínsecas del detector y geométricas del sistema.

¿Cuál de los siguientes dispositivos, además de dar información sobre la presencia de radiación, puede medir su energía?. Espectrómetro. Contador. Espectróscopo. Detector.

La dosimetría personal consta de: Dosimetría externa y dosimetría operacional. Dosimetría externa e interna. Dosimetría operacional y dosimetría interna. Vigilancia del ambiente de trabajo y dosimetría externa.

Los monitores de tasa de exposición o dosis suelen estar basados en: Contadores Geiger y de centelleo. Termoluminiscencia y cámara de ionización. Cámaras de ionización y contadores Geiger. Detectores de Silicio y termoluminiscencia.

¿Cuándo se considera que una célula ha perdido su integridad reproductiva?. Cuando tiene alterada la membrana citoplasmática. Cuando ya no es capaz de dividirse. Cuando ha perdido su capacidad funcional. Cuando no puede emigrar a otro tejido.

¿Cuál de los siguientes síndromes se produce con dosis más bajas de radiación?. Síndrome gastrointestinal. Síndrome del sistema nervioso central. El que afecta al tejido muscular. Síndrome de la médula ósea.

Los efectos deterministas. Son de naturaleza somática. Se producen a medio-largo plazo tras la irradiación. Son inversamente proporcionales a la dosis de radiación ionizante recibida. Se transmiten a la descendencia.

Qué afirmación es la correcta. Una exposición potencial es una exposición que se produce de forma previsible. Los límites de dosis no son directamente aplicables a una exposición potencial. Una exposición potencial es aquella en la que no se superan los límites de dosis. Las "exposiciones potenciales", son las que se producen en caso de fallo o accidente de los sistemas de seguridad y protección.

Señala qué medida de protección NO reduce la dosis en caso de exposición externa a la radiación: Llevar un dosímetro personal de solapa. Aumentar la distancia a la fuente. Interponer un blindaje adecuado entre la fuente el individuo. Disminuir el tiempo de operación.

Un operador de un laboratorio, trabajador expuesto de categoría A, ha recibido en un año, en las manos, 400 mSv siendo despreciable la dosis en el resto del cuerpo y, en consecuencia: Se ha superado el límite recomendado de 50 mSv/año. Ha estado sometido a gravísimo riesgo para efectos estocásticos. No se ha superado el límite de dosis recomendado. Se ha infringido gravemente la legislación.

En zona vigilada debe estar restringido: El acceso de los operadores. La permanencia continuada del público en general. El acceso a los trabajadores expuestos sin autorización especial. La permanencia continuada del trabajador expuesto.

Se define el índice de transporte como: La tasa de dosis equivalente a 1 metro del bulto medida en mSv/h. La tasa de exposición a 1 metro del bulto medida en mR/h. Un número que corresponde a la tasa de dosis absorbida a 1 metro del bulto medida en mGy/h. Un número que dividido por cien corresponde al nivel máximo de radiación existente a 1 m de su superficie exterior en mSv/h.

Los residuos de muy baja actividad (RBMA) son aquellos que. Se componen de materiales en forma gaseosa, liquida o sólida para los que no está previsto ningún uso, que contienen o están contaminados con elementos químicos radiactivos. Contienen radionucleidos en concentraciones muy bajas, lo que permite que, en determinadas condiciones, puedan ser gestionadas como residuos convencionales. Contienen concentraciones elevadas de radionucleidos de vida corta y media y concentraciones considerables de radionucleidos de vida larga. Tienen concentraciones bajas de material radiactivo, debido fundamentalmente a la presencia de radionucleidos de periodo de semidesintegración inferior a 30 años y un contenido en radionucleidos de periodo largo limitado.

Los residuos radiactivos sólidos que contienen exclusivamente radionucleidos de período corto: Serán evacuados inmediatamente con los residuos que contienen radionucleidos de período largo. Deben almacenarse hasta que su actividad haya disminuido y se puedan evacuar sin riesgo con los residuos corrientes. Pueden evacuarse únicamente con autorización previa del Consejo de Seguridad Nuclear. Pueden evacuarse sin más con los residuos corrientes no radiactivos.

Entre las funciones del CSN se encuentra: Conceder autorizaciones para la puesta en marcha de instalaciones nucleares y radiactivas. Informar a los supervisores y operadores de sus competencias. Garantizar la seguridad en las instalaciones radiactivas. Emitir informes preceptivos en materias diversas.

Al cabo de tres períodos de semidesintegración, la actividad de una muestra radiactiva será: Tres veces menor. Ocho veces menor. Seis veces menor. Dos veces menor.

La emisión de partículas alfa o beta por una sustancia radiactiva suele ir acompañada de emisiones de: Radiación gamma. Neutrones. Protones. Electrones.

La unidad de dosis absorbida en el sistema internacional es. Gray. C/Kg. Rad. Sievert.

La magnitud exposición hace referencia a. Cantidad de energía transferida por unidad de masa del material irradiado. Energía transferida por unidad de longitud. Carga total de iones de un solo signo producidos por radiación X o en aire. Cantidad de energía absorbida por unidad de masa del material irradiado.

El contador Geiger: Se puede usar para medir la energía de la radiación. Funciona en la zona de proporcionalidad. Da impulsos de salida con amplitudes iguales. Es de operación rápida.

Un cristal luminiscente: Ha de ser transparente a la radiación incidente. Ninguna de las anteriores. Debe ser lo más espeso posible si va a medir partículas cargadas. Debe tener un coeficiente de conversión luminiscente lo más bajo posible.

¿Con qué frecuencia se registran los informes de dosis de los trabajadores de categoría B?. Cada cinco años. Anualmente. Las tres anteriores conjuntamente. Semestralmente.

¿Para qué tipo de control se suelen utilizar más comúnmente los dosímetros de termoluminiscencia?. Dosimetría personal interna. Dosimetría personal externa. Dosimetría ambiental. Dosimetría operacional.

¿Qué población celular de las citadas es más radiorresistente?. Población en tránsito. Población altamente diferenciada. Población con alta capacidad de división. Población con capacidad de automantenimiento.

La ICRP para estimar el riesgo de efectos estocásticos a dosis bajas de radiación considera que: No existe dosis umbral, siendo el efecto dependiente del cuadrado de la dosis recibida. Existe una relación cuadrática con la dosis y un umbral de dosis. Existe una dosis umbral para efectos estocásticos por debajo de la cual éstos nunca se producirán. Existe una relación lineal con la dosis y no existe dosis umbral.

De las siguientes moléculas que pueden ser dañadas como consecuencia de la exposición a radiación ¿Cuál es la que tiene mayores consecuencias biológicas?. Las vitaminas. Los ácidos grasos. Las proteínas. El ADN (ácido desoxirribonucleico).

Los límites de dosis representan. Son valores que se establecen aun sabiendo que las dosis que reciban los trabajadores no están justificadas. Representan los valores que garantizan la justificación de una práctica radiológica. La diferencia entre una situación segura y una peligrosa. Un control para asegurar que ningún individuo sea expuesto a un riesgos de irradiación considerados inaceptables en circunstancias normales.

Si un trabajador expuesto recibe una dosis debida a una exposición ocupacional, estamos hablando de una exposición que. Se produce durante el desarrollo del trabajo con fuentes naturales de radiación. Se produce durante la exposición debida a una situación de emergencia. Se produce durante el desarrollo del trabajo con fuentes radiactivas artificiales o naturales incrementadas por acción humana. Se produce durante la exposición debida a un tratamiento médico.

En una instalación radiactiva de tercera categoría, los trabajadores expuestos: No pueden trabajar con emisores alfa. Deben usar siempre un dosímetro personal. No precisan control médico periódico. No pueden trabajar con fuentes de neutrones.

Una zona señalizada con un trébol gris azulado bordeado de puntas radiales es: Una zona controlada con riesgo de contaminación. Una zona de acceso prohibido. Una zona de permanencia limitada. Una zona vigilada con riesgo de irradiación.

¿Existe algún requisito para las empresas de transporte de sustancias nucleares y de material radiactivo?. No necesitan ningún requisito especial. Estas empresas deberán estar en posesión de un carné especial emitido por el CSN. Estas empresas estarán sujetas a un régimen de declaración para su inscripción en un Registro de la Dirección General de Política Energética y Minas del Ministerio de Industria, Energía y Turismo. Deben contar con un supervisor de instalaciones radiactivas y varios operadores.

Se considera residuo de baja actividad a aquellos que. Debido a su contenido radiactivo, generan calor. Requieren blindajes para su manipulación y transporte. Aquellos que normalmente no requieren blindajes para su manipulación. Su decaimiento requiere de largos periodos tiempo lo que dificulta el control de las instituciones.

Los operadores deben cumplir: Con las instrucciones del supervisor. Con los condicionados establecidos en las especificaciones técnicas. Todas las anteriores son ciertas. Con lo indicado en el Reglamento de Funcionamiento.

Cual de las expresiones es cierta. 1 Gy = 100 mrad. 1Gy = 100 rad. 1 rad = 0.001 Gy. 1 Gy = 100 rem.

El tiempo muerto o tiempo de resolución de un sistema de detección es: El tiempo entre dos sucesos consecutivos. El tiempo mínimo entre dos sucesos para que ambos sean detectados separadamente. El tiempo máximo entre dos sucesos para que ambos sean detectados separadamente. Ninguna de las anteriores.

¿Qué tipo de detectores se usan para medir neutrones rápidos?. De Litio. De Boro recubiertos con una sustancia rica en átomos ligeros como parafina o grafito. Cámaras de ionización rodeadas por material fisionable tipo 235U. De Boro.

Los efectos estocásticos se relacionan con: La esterilidad. Las mutaciones en el material genético. La letalidad celular. Las alteraciones del citoplasma de la célula.

La radiosensibilidad celular en general es: Dependiente del tamaño de la célula. Independiente de la fase del ciclo celular. Dependiente del grado de diferenciación celular. Proporcional al diámetro del núcleo.

Las personas que participen en operaciones que impliquen exposiciones de emergencia: No trabajarán durante un año en instalaciones radiactivas. Deberán hospitalizarse para recibir tratamiento médico excepcional. Deberán ser mayores de 20 años. Deberán ser informadas previamente de los riesgos existentes.

El Sistema de Protección radiológica establece que una "práctica" es: Una actividad que reduce el número máximo de individuos expuestos a la radiación. Una actividad que aumenta la exposición global a la radiación al introducir nuevas fuentes o modificar las vías de exposición al hombre. Una actividad que supone la exposición de las personas como consecuencia exclusivamente de su diagnóstico o tratamiento médico. Una actividad que reduce la exposición global de los trabajadores expuestos.

En la legislación española se define como zona controlada aquella en la que: No es improbable recibir dosis equivalentes superiores a 6 mSv en un año. No se pueden recibir dosis superiores a 5 mSv en un año. Se pueden recibir dosis equivalentes superiores a los 1/5 de los límites anuales. Se prohíbe el acceso a los trabajadores no expuestos a radiaciones ionizantes.

Para el conjunto de dosis recibidas por un trabajador expuesto en una instalación radiactiva, no se tendrán en cuenta las recibidas: En otras instalaciones radiactivas. En exámenes o tratamientos médicos. En operaciones no rutinarias. En cualquier circunstancia siempre que no se superen los límites establecidos.

Los materiales residuales con contenido radiactivo que se han desclasificado incondicionalmente: Se podrá gestionar como un residuo no radiactivo. Deberán manipularse con vestimenta adecuada. No podrán utilizarse en la construcción de viviendas. Se tratarán igualmente como material radiactivo.

En cada etiqueta fijada a un bulto radiactivo debe figurar obligatoriamente: El peso bruto. La fecha de embalaje. La actividad. El destino del bulto.

La seguridad en el transporte de material radiactivo se basa en. La contratación de un seguro de cobertura de riesgos. Las instrucciones para casos de emergencia. La seguridad en el embalaje. La aprobación del CSN.

La evacuación de efluentes radiactivos al medio ambiente: Está prohibido en cualquier caso. Siempre debe estar autorizada por el Ministerio y el CSN. Puede hacerse libremente si la actividad está por debajo del valor de exención. Basta con una comunicación al CSN.

Para la estimación del riesgo de cáncer asociado a exposición a radiación ionizante: Jamás se utilizan datos epidemiológicos. Se utilizan los datos de inducción de cáncer en animales de laboratorio. Se utilizan los datos epidemiológicos de los pacientes sometidos a radioterapia. Se utilizan los datos epidemiológicos de los supervivientes de las bombas atómicas de Hiroshima y Nagasaki.

Los efectos estocásticos: Son más graves cuanto mayor es la dosis de radiación ionizante recibida. La probabilidad de que tengan lugar aumenta con la dosis de radiación ionizante recibida. Se producen a corto plazo tras la irradiación. Son proporcionales a la dosis de radiación ionizante recibida.

¿En qué periodo del desarrollo es el embrión más susceptible para que se induzcan anomalías congénitas por efecto de las radiaciones?. Cuando el feto está desarrollado. Durante la fase de organogénesis. Inmediatamente antes del parto. Antes de la implantación del huevo en la mucosa del útero.

Los límites de dosis representan los requisitos para asegurar una protección adecuada y por tanto: Representan los valores superiores de dosis que pueden recibir los trabajadores expuestos. Para la dosis efectiva tienen un valor de 100 mSv en un período de 5 años oficiales, no superando 50 mSv en un año. Representan los valores inferiores de la dosis efectiva y de la dosis equivalente que no deben ser sobrepasados teniendo en cuenta que incluyen los valores del fondo radiactivo natural. En el caso de un trabajador expuesto, el límite para la dosis efectiva tiene un valor de 100 mSv en un período de 5 años oficiales, no superando 50 mSv en un año.

El número máximo de personas expuestas a radiaciones ionizantes en una instalación radiactiva: Será cualquiera, pero todos ellos deberán poseer la Licencia de Operador o Supervisor. Será el menor posible en cualquier circunstancia. Quedará previamente especificado en la autorización de puesta en marcha. Será de cinco, en instalaciones de segunda categoría.

El personal expuesto de categoría B. No requiere necesariamente dosímetro personal pero si que haya dosimetría de área para su control. No necesita ningún tipo de control dosimétrico. Requiere dosímetro personal. Requiere dosímetro personal.

En el historial dosimétrico correspondiente a personas de la categoría A se registrarán: Obligatoriamente las dosis semanales, mensuales y anuales. Las dosis mensuales y las dosis anuales y las acumuladas durante cada periodo de 5 años. Únicamente las dosis mensuales y las acumuladas cada 5 años. Ocasionalmente las dosis acumuladas anuales.

Cuando los residuos que se producen en las instalaciones radiactivas (residuos de media y baja actividad), no pueden ser evacuados de forma convencional, ENRESA realiza la gestión integral de dichos residuos. ¿Qué 4 fases pueden distinguirse atendiendo a su gestión?. Evacuación, clasificación, dilución y solidificación. Dilución, dispersión, clasificación y producción de calor. Retirada, transporte, tratamiento y acondicionamiento, y almacenamiento definitivo. Envasado, evacuación, solidificación y almacenamiento definitivo.

Un Servicios de Protección Radiológica propio (SPR). Se autorizará solamente para las instalaciones nucleares y del ciclo de combustible, así como para las instalaciones radiactivas de primera categoría. No requiere autorización. Debe incluirse como servicio propio para cualquier práctica que incluya radiaciones ionizantes. Debe estar debidamente autorizadas por el CSN.

La magnitud utilizada en el caso de efectos deterministas: Dosis equivalente. Dosis efectiva. Dosis recibida. Dosis absorbida.

Los efectos estocásticos hereditarios se caracterizan porque: Aparecen en la descendencia del individuo irradiado. Se producen tras exposición a dosis altas de radiación. Son consecuencia de la muerte de un número elevado de células. Aparecen en el individuo que ha sufrido la irradiación.

Los efectos deterministas se relacionan con: La aparición de cáncer. Las mutaciones cromosómicas. La letalidad celular. El desarrollo de células tumorales.

La limitación de dosis NO aplica a: Exposiciones por diagnóstico o tratamiento médico. Trabajadores mayores de edad de sexo masculino. Personal médico debidamente autorizado. Trabajadores que realicen intervenciones en caso de exposiciones perdurables.

Según los criterios actuales de la C.I.P.R. (Comisión Internacional de al Protección Radiológica) cualquier dosis de radiación por debajo de los límites: Está permitida si su recepción está justificada y la operación que da lugar a la misma ha sido perfeccionada para hacerla lo mejor posible. Está autorizada bajo control del Supervisor. Está permitida si existe conocimiento por parte del operador implicado. Está permitida automáticamente.

Un área donde la dosis equivalente anual estimada para un trabajador expuesto sea de 9 mSv, debe ser clasificada como: De acceso prohibido. Controlada. De permanencia limitada. Vigilada.

La vigilancia dosimétrica de los trabajadores expuestos: No es obligatoria para los trabajadores de categoría B. Deberá realizarse mensualmente o anualmente dependiendo de la clasificación del trabajador expuesto. Deberá realizarse mensualmente por entidades autorizadas por el CSN. Deberá realizarse por entidades autorizadas por el Ministerio de Sanidad y Consumo con una periodicidad mensual para los trabajadores de categoría A.

Una instalación donde se almacenan fuentes de neutrones es: Una instalación de tercera categoría. Una instalación nuclear. Una instalación de primera categoría. Una instalación de segunda categoría.

La renovación de una licencia de operador. Se debe solicitar al CSN dos meses antes de que caduque. La hace automáticamente el Ministerio. Se debe solicitar al Ministerios dos meses antes de que caduque. La hace automáticamente el CS.

Las Directivas de la Unión Europea: La UE no legisla en temas de protección radiológica. Deben ser traspuestas a nuestra legislación. Son recomendaciones. Son de obligado cumplimiento directamente.

Las licencias de operador de instalaciones radiactivas con fines científicos, médicos , agrícolas eindustriales. Tienen un periodo de validez de cinco años. Tienen un periodo de validez de tres años. Tienen un periodo de validez de cuatro años. Tienen un periodo de validez indefinido.