R.I

93. La sonda del monitor de contaminación debe acercarse a la superficie: A) En contacto directo siempre. B) Sin llegar a tocarla. C) A varios metros. D) Solo con la ventana cerrada.

94. La razón para no tocar la superficie con la sonda es: A) Evitar contaminarla. B) Evitar que la sonda se contamine. C) Evitar perder la calibración. D) Medir solo gamma.

95. Los monitores de contaminación suelen estar graduados en: A) Sv y Gy. B) C/kg. C) Bq o Bq/cm². D) keV/μm.

96. Los detectores descritos para alfa, beta y gamma no detectan bien neutrones porque éstos: A) Tienen mucha carga positiva. B) No poseen carga eléctrica. C) Ionizan mucho los gases. D) Son muy absorbidos por el aire siempre.

97. Los neutrones no ionizan directamente la materia porque: A) Son demasiado pesados. B) Carecen de carga eléctrica. C) Son siempre térmicos. D) Se desintegran en el detector.

98. La detección de neutrones se basa en: A) Su ionización directa. B) Los efectos secundarios de sus interacciones con núcleos. C) Su luminosidad. D) Su sensibilidad a campos eléctricos.

99. En la dispersión elástica (n,n): A) El neutrón es absorbido. B) Se conserva la energía cinética total del sistema neutrón-núcleo. C) Siempre se emite gamma. D) Solo ocurre con neutrones térmicos.

100. La máxima transferencia media de energía por colisión en dispersión elástica ocurre con núcleos de: A) Pb. B) Cd. C) H. D) Au.

101. Cuando un neutrón choca elásticamente con H, el núcleo de retroceso es: A) Un electrón. B) Un protón. C) Una partícula alfa. D) Un tritón.

102. La dispersión elástica puede emplearse para detectar: A) Neutrones rápidos. B) Solo neutrones térmicos. C) Solo gamma. D) Solo alfa.

103. La dispersión inelástica (n,n') o (n,nγ): A) Solo se da para neutrones rápidos. B) Solo se da para neutrones térmicos. C) No excita el núcleo. D) No puede emitir gamma.

104. En la captura radiativa (n,γ): A) El neutrón rebota sin cambios. B) El núcleo captura el neutrón y emite gamma. C) Se emiten protones. D) Se produce siempre fisión.

105. Algunos elementos con alta sección eficaz de captura pueden emplearse como: A) Películas fotográficas. B) Láminas de activación. C) Dinodos. D) Gas extintor.

106. ¿Cuál de estas reacciones puede producirse para neutrones de cualquier energía por tener Q positiva?. A) 10B(n,α)7Li. B) Solo (n,nγ). C) Solo (n,f). D) Solo dispersión inelástica.

107. También se cita como reacción utilizable para neutrones de cualquier energía: A) 6Li(n,α)3H. B) 238U(n,f) obligatoriamente. C) (n,n') únicamente. D) (n,γ) en cualquier núcleo sin excepción.

108. Otra reacción útil citada es: A) 3He(n,p)3H. B) 4He(n,p)4H. C) 1H(n,α). D) 12C(n,β).

109. La dosimetría neutrónica se basa fundamentalmente en: A) Detectores de neutrones térmicos más moderador. B) Películas fotográficas. C) Solo Geiger. D) Solo cámaras de ionización abiertas.

110. Para ampliar el rango energético en detectores neutrónicos se rodean de: A) Plomo. B) Vidrio. C) Un moderador rico en H, principalmente polietileno. D) Solo cadmio fino.

111. Para conservar isotropía en monitores de área neutrónicos se eligen geometrías: A) Planas. B) Esféricas o cilíndricas. C) Triangulares. D) Exclusivamente cúbicas.

112. Los monitores de área neutrónicos proporcionan: A) Actividad incorporada anual. B) Tasa de equivalente de dosis ambiental en tiempo real. C) Solo dosis mensual acumulada. D) Solo contaminación superficial.

113. En inglés, estos monitores de área se denominan frecuentemente: A) Densitometers. B) Survey meters / remmeters / neutron monitors. C) Film badges. D) Glow readers.

114. El diseño Anderson-Braun utiliza: A) Detector de He3 con moderador esférico. B) Detector de BF3 con moderador cilíndrico. C) TLD con Li6. D) Película con Cd.

115. El BF3 en el diseño Anderson-Braun es: A) Un contador Geiger. B) Un contador proporcional. C) Un fotomultiplicador. D) Un TLD activo.

116. El diseño tipo Leake utiliza: A) Detector BF3 + moderador cilíndrico. B) Detector de 3He + moderador esférico. C) Geiger + ventana delgada. D) TLD + Cd.

117. En el tipo Leake, el detector de 3He está rodeado por una lámina de: A) Pb. B) Sn. C) Cd. D) In.

118. La lámina de Cd en el tipo Leake permite: A) Eliminar toda respuesta neutrónica. B) Obtener buena respuesta energética con menos moderador. C) Detectar exclusivamente gamma. D) Incrementar mucho el peso.

119. Los dosímetros personales para neutrones más utilizados suelen ser: A) TLD con 6Li, trazas o películas, y semiconductores. B) Solo Geiger. C) Solo cámaras de ionización. D) Solo dosímetros fotográficos convencionales sin modificadores.

120. En dosímetros personales de neutrones basados en semiconductor suele haber medios ricos en: A) H y en 10B o 6Li. B) Pb y Cd. C) Sn y In. D) Ar y Br.

121. En estos dosímetros de neutrones, lo que realmente detecta el semiconductor son: A) Neutrones directamente. B) Partículas cargadas generadas en el medio de conversión. C) Solo rayos gamma secundarios. D) Solo calor.

122. Entre los dosímetros personales de neutrones citados, los pasivos son: A) Los de trazas/películas y TLD. B) Los de semiconductor. C) Los digitales de silicio. D) Los remmeters.

123. Entre los dosímetros personales de neutrones citados, el activo es: A) El basado en semiconductor. B) El de película. C) El TLD. D) El de trazas.

124. Según el RPSI, la dosimetría individual será efectuada por: A) Cualquier laboratorio. B) Entidades o instituciones autorizadas y supervisadas por el CSN. C) Solo el titular de la instalación. D) El trabajador por sí mismo.

125. Los Servicios de Dosimetría deben informar de las dosis recibidas a: A) Solo al CSN. B) Al titular de la instalación. C) Solo al trabajador. D) Solo al servicio médico.

126. En el cómputo de dosis no se incluyen las debidas a: A) Fondo natural, actos médicos como paciente y dosis como miembro del público. B) Solo fondo natural. C) Solo exámenes médicos. D) Solo irradiación externa.

127. El titular de la instalación debe registrar las dosis en forma de: A) Hoja clínica general. B) Historial dosimétrico individual. C) Informe de contaminación ambiental. D) Parte de mantenimiento.

128. En trabajadores de categoría A, el historial dosimétrico debe incluir: A) Solo dosis anual. B) Dosis mensuales y acumuladas de 12 meses y 5 años. C) Solo dosis semanal. D) Solo dosis superficial.

129. En trabajadores de categoría B, se registrarán: A) Dosis diarias. B) Dosis mensuales siempre. C) Dosis anuales determinadas o estimadas. D) Solo dosis internas.

130. Los límites anuales de dosis para trabajadores expuestos hacen referencia a: A) Exposición. B) Dosis absorbida. C) Dosis efectiva. D) Actividad corporal.

131. Como la dosis efectiva no es directamente medible, en exposición externa se considera respetado el límite global si no se supera: A) Hp(10) para exposición global. B) Solo Hp(0,07). C) Solo actividad en aire. D) Solo tasa de dosis ambiental.

132. Para la piel, el límite se compara con: A) Hp(10). B) Hp(0,07). C) Actividad incorporada. D) Exposición en roentgen.

133. La dosis profunda en la información dosimétrica corresponde a: A) Hp(0,07). B) Hp(10). C) H*(10). D) E.

134. La dosis superficial en la información dosimétrica corresponde a: A) Hp(0,07). B) Hp(10). C) H’(3,Ω). D) E.

135. La dosis localizada indicada en el informe corresponde a: A) Hp(10) del dosímetro corporal. B) Hp(0,07) evaluada con dosímetro localizado. C) H*(10) en área. D) La dosis efectiva anual.

136. En las lecturas dosimétricas se sustrae: A) La dosis correspondiente al fondo natural normalizada al período de uso. B) La dosis médica del último año únicamente. C) La dosis superficial siempre. D) La dosis efectiva máxima legal.

137. El CSN recomienda estimar el fondo natural mediante la lectura de un mínimo de: A) 2 dosímetros. B) 5 dosímetros. C) 10 dosímetros. D) 20 dosímetros.

138. El valor típico citado para el fondo natural es aproximadamente: A) 0,006 mSv/mes. B) 0,06 mSv/mes. C) 0,6 mSv/mes. D) 6 mSv/mes.

139. El CSN establece un nivel de registro en: A) 0,01 mSv. B) 0,05 mSv. C) 0,10 mSv. D) 1,0 mSv.

140. Los valores de dosis inferiores al nivel de registro se anotarán como: A) Fondo. B) Límite. C) Cero. D) No válido.

141. Como ejemplo cuantitativo, la dosis a la entrada de referencia para una radiografía simple de abdomen es de: A) 1 mGy. B) 5 mGy. C) 10 mGy. D) 100 mGy.

142. Esa radiografía simple de abdomen supone aproximadamente una dosis efectiva de: A) 0,12 mSv. B) 1,2 mSv. C) 12 mSv. D) 0,012 mSv.