Examen optativa 3

Señala la correcta respecto de la elución del Tc-99: Proceso por el cual se extraen los iones pertenectato haciendo pasar una solución acuosa a través de la alúmina y recogiendo el líquido resultante en un vial. Proceso por el cual se extrae la actividad haciendo pasar una solución acuosa a través de la alúmina y recogiendo el líquido resultante en un vial. Proceso por el cual se extraen los iones de Tc-99m haciendo pasar una solución acuosa a través de la alúmina y recogiendo el líquido resultante en un vial. Proceso por el cual se extraen los iones de Mo-99 haciendo pasar una solución acuosa a través de la alúmina y recogiendo el líquido resultante en un vial.

Señala la correcta: En los radiofármacos listos para su uso la única manipulación es la extracción mediante un generador y su medida en el activímetro. En los radiofármacos listos para su uso es preceptivo conocer su actividad específica. En la elución de los radiofármacos listos para su uso es necesario emplear guantes. Los radiofármacos listos para su uso no necesitan realizar la medida de la actividad.

La gravedad de un efecto estocástico: Aumenta con la dosis recibida. No depende de la dosis recibida. Es nula por debajo de una dosis umbral. Es siempre muy pequeña.

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

Para el público en general, el límite de dosis equivalente para las manos, con respecto al correspondiente del trabajador profesionalmente expuesto, es: 20 %. 10 %. 5 %. 1 %.

La licencia de operador son aplicables: A cualquier instalación radiactiva de la misma categoría. Únicamente a la instalación radiactiva para la que se conceden. A cualquier instalación radiactiva de menor categoría. A cualquier instalación radiactiva de la misma o menor categoría.

Cual de las siguientes forma parte de la manipulación del material radiactivo en el fraccionamiento y marcaje de radiofármacos: Medida de la actividad del vial de elución. Extracción de una parte de la actividad utilizando una jeringa, posterior introducción en otro vial y dilución a la concentración deseada. Combinación con la molécula de fármaco para obtener el radiofármaco. Todas forman parte del proceso.

Para la medida de la actividad de los radiofármacos se emplea: Un contador proporcional. Una cámara de pozo de termoluminiscencia. Un activímetro convenientemente calibrado. Cualquiera de los anteriores.

Una está sometida a una tasa de dosis procedente de una fuente radiactiva no encapsulada emisora de radiación gamma de 12uSv/h ¿Cómo se deberá señalizar?. Con un trébol verde con puntas radiales sobre fondo blanco. Con un trébol gris sobre fondo punteado. Con un trébol verde con puntas radiales sobre fondo blanco punteado. Con un trébol amarillo con puntas radiales sobre fondo blanco punteado.

EI CSN: Es el responsable de que en una instalación radiactiva se cumpla el reglamento de funcionamiento. Autoriza la construcción de una instalación radiactiva. Impone sanciones por incumplimiento de la legislación en materia de seguridad nuclear y protección radiológica. Es el único organismo competente en materia de Seguridad Nuclear.

La zona donde no es improbable que se reciban dosis equivalentes superiores a 3/10 de los límites anuales para el personal profesionalmente expuesto, se denomina: Zona controlada. Zona vigilada. Zona de acceso prohibido. Zona de permanencia limitada.

Para la radiación gamma son numéricamente iguales siempre: La dosis absorbida y la exposición. La exposición y al dosis equivalente. La dosis absorbida y la dosis equivalente. Tasa de exposición y la tasa de dosis equivalente.

En una zona controlada se debe restringir: La permanencia de los menores de 18 años. La permanencia del personal profesionalmente expuesto de categoría B. El acceso de mujeres en edad de procrear. a y b son correctas.

Para medir el efecto biológico producido por partículas alfa, la magnitud adecuada es la: Exposición. Dosis absorbida. Tasa de exposición. Dosis equivalente.

La emisión de radiación desde una fuente radiactiva puntual: Se realiza siempre en una dirección preferente. Se efectúa en la dirección del haz útil. En algunos radionucléidos se realiza en una sola dirección. Ninguna es cierta.

La utilización de un detector Geiger es: Como espectrómetro. Como monitor de radiación. Como dosímetro de pluma. Indistintamente como dosímetro en cualquier instalación.

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

La diferencia esencial entre una cámara de ionización y un contador Geiger es: El tamaño de los electrodos. El gas de llenado. La tensión de polarización. El precio.

En medicina nuclear se manejan actividades que oscilan entre: MBq y GBq. uBq y mBq. TBq y GBq. uBq y GBq.

La atenuación que experimenta un haz de fotones al atravesar un espesor dado de material depende: De la energia de los fotones y también de la naturaleza del material. De la naturaleza del material y del espesor exclusivamente. De la distancia entre la fuente de radiación y el material. Únicamente de la energía de la radiación y de su intensidad.

Un radionucleido tiene un periodo de semidesintegración de 60 horas. Suponiendo que tenemos una fuente de 200 bequerelios, ¿La actividad que tendrá dentro de 10 días será aproximadamente de?: 66 bequerel. 25 bequerel. 12 bequerel. 6 bequerel.

El activímetro es: Un contador Geiger. Un contador proporcional. Una cámara de ionización. Ninguno de los anteriores.

La unidad de Kerma en S.l. es el: Sievert. Gray. rad. Bequerel.

El número de fotones que desaparecen de un haz al atravesar un espesor de material es proporcional a: El número de fotones del haz incidente. El espesor del material atravesado. El coeficiente de atenuación lineal. Las tres respuestas anteriores son ciertas.

La tasa de dosis en un puesto de trabajo es de 21uSv/h. ¿Cuántos mSv recibe un trabajador que permanezca un año en ese lugar?. 42 mSv. 18 mSv. 10 mSv. 5 mSv.

El efecto predominante para fotones de energías comprendidas entre 150 y 300 KeV es: Producción de pares. Compton. Fotoeléctrico. Cualquiera de los anteriores.

La intensidad de dosis generada a 2m por una fuente radiactiva puntual emisora de radiación gamma es igual a 3uGy/hora. ¿Qué intensidad de dosis se medirá a 1m de la fuente?. 12uGy/hora. 9 mGy/hora. 27 mGy/hora. 24 mGy/hora.

El número de núcleos radiactivos en una población: Aumenta al pasar el tiempo según una ley exponencial positiva. Disminuye al pasar el tiempo según una ley exponencial negativa. Permanece constante en núcleos metastables. Disminuye ligeramente al principio para luego aumentar.

El PET se basa en la utilización de elementos que emiten: Radiación beta negativa. Radiación beta positiva. Radiación gamma. Protones.

En los efectos biológicos no estocásticos: No existe umbral. La probabilidad aumenta con la dosis. Existe umbral. La probabilidad es independiente de la dosis.

Señala la opción correcta respecto de la detección de la radiación: Es necesario que la radiación sea indirectamente ionizante. Se produzca una interacción con el electrómetro del detector. La radiación interaccione con la parte sensible del detector. Dependerá de la diferencia de potencial del detector.

Si un trabajador recibe 1mSv/mes en su puesto de trabajo como dosis efectiva máxima mensual: Debe ser clasificado de categoría A. Debe ser clasificado de categoría B. Sobrepasa el limite anual de dosis. Debe ser separado de su trabajo al menos durante cuatro meses.

De los siguientes radionucleidos, cuales se usan en el PET: F-18, C-11, 0-15 y N-13. F-18, Cs-137 y C-11. Tc-99, O-15, C-11 y F-18. Mo-99, O-15, I-121 y F-18.

Los detectores Geiger, respecto a las cámaras de ionización: Son más sensibles y menos eficientes. Tienen menos rendimiento de detección. Tienen mayor rendimiento en rayos X. Son mejores para medir neutrones.

Señala la falsa: Los blindajes para viales son envases cilíndricos, generalmente de plomo, con una ventana de cristal plomado que permite ver el líquido que queda en el vial que se está manipulando. Los blindajes para jeringas son cilindros de plomo o tungsteno, con las distintas dimensiones de las jeringas que se utilicen, con una ventana plomada que permite ver la posición del émbolo. Para protegerse de la radiación beta, los elementos descritos anteriormente se construyen en metacrilato, al que puede añadirse una lámina de plomo si la radiación de frenado lo hace necesario. Las pantallas blindadas, de sobremesa o de pie, no es necesario que dispongan de una ventana plomada para la manipulación a que se destine.

Los detectores de semiconductor: Conducen la luz a medias. Tienen un gran fenómeno de multiplicación. Tienen más eficiencia de detección que las cámaras de ionización. Su resolución energética es inferior a las cámaras de ionización.

Cual de los siguientes no es un elemento de protección frente a la contaminación: Superficies impermeables y sin juntas. Grifos de rosca accionables con la mano. Gorro, bata, calzas, guantes y mascarilla. Sistema de ventilación forzada con filtros adecuados.

La caracterización de los residuos radiactivos consiste en: Determinar la tasa de dosis. Determinar la actividad. Separar los líquidos de los sólidos. La clasificación de los residuos en RBMA y RAA.

Los efectos no estocásticos: Serán más graves a medida que la dosis sea mayor. Pueden aparecer aunque la dosis sea muy baja. Habrá más probabilidad de que aparezcan en función de la dosis. Tienen una gravedad que no depende de la dosis.

Si una pared emplomada tiene un factor de transmisión de 0,01, ello quiere decir: Que atenúa el 90% de la radiación. Que atenúa el 99% de la radiación. Que transmite el 10% de la radiación. Que transmite el 1 por mil de radiación.

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

El diario de operación de una instalación radiactiva deberá estar sellado, autorizado y registrado por: Ministerio de Industria, Energia y Turismo. Junta de Energía Nuclear. CSN. Ministerio de Sanidad.

Señala la opción correcta: Las cataratas debidas a las radiaciones es un efecto probabilistico. La dermatitis radioinducida es un efecto genético. La leucemia radioinducida es un efecto determinista. La dermatitis radioinducida es un efecto somático determinista.

Una instalación radiactiva de 1ª categoría requiere legalmente autorización: Previa. De construcción. De puesta en marcha. Simultáneamente las tres anteriores.

Señala la correcta respecto a la acción de las radiaciones ionizantes: Es inespecifica. Siempre es letal. No es probabilística. Es selectiva.

Los efectos que se producen con certeza por la radiación se denominan: Estocásticos, indeterministas, probabilisticas o aleatorios. No estocásticos, deterministas, no aleatorios o no probabilisticas. Escatológicos. No escolásticos.

El objetivo de la Protección Radiológica es: Prevenir la producción o impedir los efectos nocivos no estocásticos y limitar la probabilidad de los efectos estocásticos a niveles considerados aceptables. Impedir los efectos nocivos estocásticos y no estocásticos derivados de la exposición a las radiaciones ionizantes. Limitar la probabilidad de los efectos estocásticos y tolerar los efectos no estocásticos. Ninguno de los anteriores.

Los dispositivos que registran las dosis que se definen en puntos clave de una instalación radiactiva, constituyen lo que se denomina: Dosimetria personal. Dosimetría ambiental o de área. Dosimetria clínica. Todas son falsas.

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

Para conocer la energía que un haz de radiación deposita en el medio irradiado, necesitaremos: Contadores. Detectores. Espectrómetros. Ninguna de las anteriores es cierta.

Un TPE-A recibe dosis próximas a 20 mSv/año pero sin llegar a superar ese límite. Señala la correcta: No pasa nada, está por debajo de su límite de dosis efectiva. Se cumple con la legislación y por tanto, no hay que tomar medida alguna. No es aceptable como norma general y hay que revisar la protección radiológica en la instalación. Sólo es aceptable si el CSN lo autoriza.

Son funciones del CSN: Autorizar las unidades médicas especializadas. Desarrollar el plan nuclear. Conceder las autorizaciones de funcionamiento de las instalaciones radiactivas. Ninguna de las anteriores es cierta.

Cuando la evacuación de los residuos se hace por vía convencional, ello significa que: Son retirados por la empresa suministradora. Se eliminan al medio ambiente siempre que cumplan los criterios establecidos. Son retirados por ENRESA. Ninguna es correcta.

Las medidas de control de contaminación externa se realizaran: En los lugares de trabajo al finalizar la jornada. Al salir de las zonas con riesgo radiológico. Siempre que se sospeche una contaminación. En todos los apartados anteriores.

El alcanzar una dosis de 4,5 rem en un año es una clara indicación para: Examen médico por riesgo de daños. Revisión de métodos de trabajo. No tener que tomar ninguna medida. Abandonar ese puesto de trabajo.

Una vez realizado el cálculo teórico de un blindaje: Es necesario comprobar su eficacia con medidas directas. Se comprueba después de una dosimetría personal. Se comprueba solo si hay duda. No es necesario comprobarlo.

El depósito de residuos líquidos de una instalación controla: El nivel de llenado del depósito. La medida de radiación. El tipo de evacuación directa o por dilución. Todas las anteriores.

A 2 metros de una fuente radiactiva, tras dos CHR de Pb (CHR = 0,3mm), se recibirá la misma dosis que: A 1 m de la fuente protegido por 1,2 mm de Pb. A 0,5 m de la fuente protegido por 0,9 mm de Pb. A 4 m de la fuente protegido por 0,3 mm de Pb. A 0,25 m de la fuente protegido por 1,5 mm de Pb.

El procedimiento de gestión de residuos radiactivos deberá contemplar: El volumen global de residuos generados, su estado físico y su actividad. La radiotoxicidad y el periodo de semidesintegración. Su solubilidad en agua, si se trata de vertidos líquidos a través del sistema de eliminación de aguas residuales. Todos los parámetros mencionados.

Los bultos de categoría III-Amarilla tienen un Índice de transporte: Mayor que 1 pero no mayor de 10. Mayor que 1 pero no mayor de 15. Mayor que 0 pero no mayor de 1. Menor que 1 pero no menor a 0.

En cuál de los siguientes detectores el tiempo muerto es más elevado: Cámara de ionización. Contador proporcional. Contador Geiger. En los tres por igual.

Indique el tipo de ionización que predomina en la interacción de la radiación gamma con la materia: Directa. indirecta. Cuaternaria. Son ciertas A y C.

Para realizar la exposición a la radiación se puede aplicar las conocidas reglas: Distancia, tiempo y blindaje. Justificación, limitación y optimización. Señalización y prohibición. Las respuestas b y c son correctas.

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

Los efectos estocásticos se relacionan con: Las alteraciones en la membrana celular. La letalidad celular. El aborto. Las mutaciones en el material genético.

Respecto a la vigilancia radiológica de los trabajadores expuestos de la categoria B, es cierto que: Deberá realizarse siempre mediante dosímetros personales. Se puede estimar la dosis de radiación con dosímetros personales o a partir de los datos obtenidos por dosimetría de área. No es obligatoria para los trabajadores de la categoría B, solo para los A. Ninguna es cierta.

El objetivo principal de la protección radiológica es: Prohibir el uso de radiaciones ionizantes para evitar la aparición de efectos deterministas y disminuir los efectos estocasticos. Proporcionar un nivel adecuado de seguridad, para evitar la aparición de efectos deterministas y disminuir lo más posible la probabilidad de aparición de efectos estocásticos. Permitir el uso discriminado de las radiaciones ionizantes. La protección radiológica exclusivamente en las centrales nucleares.

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

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

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. Se prohibe el acceso a los trabajadores no expuestos a radiaciones ionizantes. Se pueden recibir dosis equivalentes superiores a los 1/5 de los limites anuales. No se pueden recibir dosis superiores a 5 mSv en un año.

En cuanto a los detectores de termoluminiscencia TLD es cierto que: Son más imprecisos que los de película fotográfica. Pueden archivarse con el material dosimétrico como ocurre con los de pelicula fotográfica. Los constituidos por fluoruro de litio están en desuso. Una de sus mayores ventajas es la reutilización.

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

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

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

Los radionúclidos que se obtienen en el ciclotrón van a parar a: El paciente. El módulo de síntesis. AI PET. A la sala de inyección.

En cuanto a la actividad, su unidad en el sistema internacional es: Becquerel. Julio. Culombio. Roentgen.

En el espectro de radiación electromagnética, en qué lugar se encuentra la luz visible: Entre la radiación ultravioleta y los infrarrojos. Entre los rayos X y los rayos gamma. Entre los rayos x y la radiación ultravioleta. Entre los infrarrojos y las microondas.

En cuanto a la creación de pares no es cierto que: El fotón gamma al acercarse a un núcleo atómico desaparece totalmente y en su lugar aparece un electrón y un positrón. Para que pueda tener lugar este proceso, la energía mínima del fotón incidente tiene que ser al menos de 5 Mev. Se trata de una conversión de energía en materia. Tiene lugar la creación de un par de fotones radiación electromagnética, cada uno e 0,511 MeV, que tiene sentidos opuestos.

¿Dónde es más probable que se dé el efecto fotoeléctrico?. El hueso. Los tejidos blandos. Los pulmones. Los vasos sanguíneos.

Cuál de los siguientes radionúclidos se obtienen en el ciclotrón: Galio. Tc-99m. F-18. Solo b y c son ciertas.