Licencia medicina nuclear general

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

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

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

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

Como consecuencia de un salto electrónico entre capas: El átomo pierde masa que se transforma en energía. El átomo emite un fotón característico. El átomo se ioniza. Se emite siempre radiación visible.

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

Un núcleo excitado, se desexcita emitiendo: Rayos X. Radiación beta. Radiación alfa. Rayos gamma.

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

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

Sabiendo que el espesor semirreductor del plomo para Cesio-137 es de 0,6 cm, ¿qué espesor de plomo debemos poner para reducir la tasa de dosis a la cuarta parte?. 6mm. 3mm. 6mm. 1.2cm.

La dosis absorbida se define como: Energía medida depositada por unidad de masa en el medio. La dosis recibida ponderada en todos los órganos y tejidos del cuerpo. Es dependiente del tipo de radiación mediante un factor Q. Se define como dosis en piel.

Indicar la respuesta CORRECTA respecto a la actividad de la radiactividad: Su unidad es el Gy. Su unidad es el Ci. Es la dosis física absorbida en un órgano o tejido. No es posible conocer su valor con ningún aparato de medida de radiación.

Indicar la respuesta FALSA. EL periodo de semidesintegración de una sustancia radiactiva: También se conoce como vida media. Es el tiempo en que una muestra con actividad A decae a A/2. Está relacionada inversamente con λ. Es diferente para cada elemento radiactivo.

El Kerma: Tiene unidades de Bq. Se define para partículas sin carga. Se define para partículas no ionizantes. No tiene que ver con la energía transferida al medio.

La magnitud utilizada para evaluar el efecto biológico de los distintos tipos de radiación es la: Dosis absorbida. Exposición. Actividad. Dosis equivalente.

Respecto a la dosis equivalente: Se escribe de manera abreviada como “E” y su unidad es el Sv. Tiene en cuenta el tipo de radiación empleado mediante el factor wT. Tiene en cuenta el tipo de radiación empleado mediante el factor wR. Se escribe de manera abreviada como “H “y su unidad es el Gy.

El factor Wt : Tiene unidades de Gy. Tiene unidades de Sv. No tiene unidades. Tiene unidades de Bq.

El Becquerelio: Es la unidad de desintegración por segundo. Es la unidad del Kerma en aire. Es un Gy. Es una unidad antigua que no conviene usar.

El factor de ponderación W t: Es un indicador de la radiosensibilidad de los tejidos. Es equivalente al factor Wt . Para un mismo tejido suele ser mayor en mujeres que en hombres, indicando mayor radiosensibilidad. Su valor según el tejido puede ser >1.

El electrón-voltio (eV) es una unidad de: Masa atómica. Acción. Longitud de onda. Energía.

La detección de la radiación ionizante en un detector de ionización gaseosa se basa en que: Produce desplazamientos atómicos en las colisiones. Produce pares ión-electrón. Disminuye la temperatura del medio detector. Produce siempre reacciones de fotodesintegración.

Los dosímetros de termoluminiscencia usados en dosimetría personal: Son reutilizables y pueden ser equivalente a tejido. Son muy equivalentes a tejido y constituyen un registro permanente. Se desexcitan a temperatura ambiente. Son imprecisos en la medida de dosis altas.

Un espectrómetro es: Un equipo para medir radiación ambiental. Un equipo para medir la actividad de una muestra radiactiva. Un equipo que mide energías y por tanto permite identificar radioisótopos. Un equipo desclasificado y fuera de calibración.

¿Cuál de las siguientes no es una propiedad que valorar en un detector?. La eficiencia de detección. La resolución energética. La resolución temporal. Las avalanchas.

La resolución de energía (indicar la respuesta FALSA). Se expresa mediante el FWHM. Es función de la energía. Expresa la capacidad de un detector de diferenciar dos sucesos consecutivos. Acostumbra a expresarse en función de la anchura de una línea monoenergética a la mitad de su altura dividida por su energía.

La eficiencia de detección (indicar la respuesta FALSA). Es la relación entre los sucesos detectados y los emitidos por una fuente radiactiva. Es el producto de dos eficiencias. Se expresa como ε=ε ·ε. Es la misma para todos los detectores de tipo ionización de gas.

Indicar la respuesta VERDADERA. La eficiencia absoluta es la manera abreviada de llamar a la eficiencia de detección. La eficiencia intrínseca indica la relación entre sucesos registrados y los sucesos que inciden en el detector. La eficiencia intrínseca indica la relación entre sucesos registrados y sucesos emitidos por la fuente de radiación. Hay muchos detectores en que la eficiencia absoluta tiene un valor igual a cero.

Respecto al tiempo muerto: Es equivalente al tiempo de resolución de un detector. Es el intervalo de tiempo que debe transcurrir entre dos sucesos consecutivos para poder ser registrados separadamente. Siempre es de tipo extensible. Se mide en unidades de desintegraciones/segundo.

Es FALSO que en un detector de centelleo: Contiene un fotomultiplicador en su construcción. Produce una gran amplificación de la señal por lo que es útil en la medida de bajos niveles de radiación. Funciona como los detectores de cámara de ionización. El más empleado es el de NaI con impurezas de Tl.

Cual de las siguientes características no se aplica a los cristales luminiscentes: El coeficiente de conversión luminiscente. Debe ser lo más transparente posible. En el caso de radiación gamma debe tener el mayor espesor posible y poseer un número atómico lo menos elevado posible. Las sustancias inorgánicas fluorescentes más empleadas son el SZn(Ag) y el NaI(Tl).

La principal diferencia entre un detector Geiger-Müller y una cámara de ionización es: El material de detección. La tensión de polarización. El tipo de radiación detectada. El precio.

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

Se entiende por hacer mal uso de un dosímetro de termoluminiscencia: Guardarlo acumulando dosis varios meses. Llevarlo solamente cuando se está trabajando con radiaciones ionizantes. Leerlo inmediatamente si se sospecha sobreexposición. Guardarlo en un lugar alejado de la radiación cuando no está en uso.

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

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

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

Un detector con capacidad espectrométrica se caracteriza por evaluar: Intensidad de radiación. Energía de radiación. Contaminación superficial. Contaminación ambiental.

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

Un detector Geiger-Müller suele utilizarse como: Dosímetro personal oficial. Espectrómetro. Monitor de radiación ambiental. Medidor de la energía de un haz de rayos X.

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

La interacción de la radiación ionizante con la materia puede ser: Directa con la formación de radicales libres. Indirecta tras la interacción directamente con el núcleo celular. Directa tras la interacción con el núcleo e indirecta tras la formación de radicales libres. Indirecta tras la interacción con el núcleo y directa tras la formación de radicales libres.

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

La ICRP para estimar el riesgo de efectos estocásticos a dosis bajas de radiación considera que: 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. 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.

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

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

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

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

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

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

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

Los principios de la Protección Radiológica son: Permanencia reducida y distante en el área de exposición. Eliminación de residuos de forma controlada. Evaluación de riesgos y análisis de beneficios. Limitación de dosis, justificación y optimización.

La exposición reiterada cada año a una dosis igual a la máxima admisible para los trabajadores profesionalmente expuestos... No es aceptable y significa un mal funcionamiento del sistema de protección radiológica. Constituye una práctica aceptable. No representa problema al cumplir con la legislación. Sólo es aceptada para personas mayores de 18 años.

El sistema de protección radiológica, basado en la limitación de dosis se fundamenta en: Reducción de la distancia a la fuente de radiación, reducción del tiempo y la interposición de elementos de blindaje entre la fuente y el individuo. El control de acceso a las zonas de riesgo de exposición a la radiación. La justificación de la práctica, la minimización del riesgo y la limitación del riesgo de exposición a unos valores admisibles. Que no se superen nunca los valores límite establecidos.

Los valores establecidos como valores límite de dosis tienen por objeto: Impedir la aparición de efectos deterministas radioinducidos, así como reducir la probabilidad de efectos estocásticos hasta niveles aceptables. Asegurar la no ocurrencia de efectos radioinducidos debidos a una práctica para los miembros del público. Asegurar la no ocurrencia de efectos radioinducidos debido a una práctica para los trabajadores expuestos. Impedir la aparición de efectos radioinducidos (tanto los deterministas como los probabilísticos) en los miembros del público y los profesionalmente expuestos a radiaciones.

El límite de dosis efectiva (dosis recibida como homogéneamente distribuida a cuerpo entero), tiene como objeto fundamental: Impedir la aparición de los efectos deterministas de la radiación. Optimizar los niveles de radiación a los que se encuentra expuesta la población. La protección a la descendencia del sujeto expuesto. Limitar la probabilidad de ocurrencia de los efectos probabilísticos de la radiación.

¿Cuáles son las medidas básicas de protección radiológica ante el riesgo de irradiación externa?. Uso de mascarilla, guantes y recipientes de contención del material radiactivo. Distancia, tiempo y blindaje. Justificación y optimización de la práctica. Ninguna de las respuestas es correcta.

Las prácticas que dan lugar a exposición a la radiación se clasifican en: Estocásticos y deterministas. Exposición ocupacional, exposición médica y exposición del público. Exposición ionizante y exposición no ionizante. Con fuentes encapsuladas y con fuentes no encapsuladas.

Los límites de dosis especiales afectan a: A los menores de 16 años. A menores de 18 y mujeres en condiciones de procrear. A mujeres gestantes y personas en formación entre 16 y 18 años. A mujeres gestantes o en condiciones de procrear.

Señale la respuesta incorrecta respecto al Consejo de Seguridad Nuclear. Es el único Organismo competente en materia de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica en España. Otorga autorizaciones de Instalaciones Radiactivas. Emite informes preceptivos y vinculantes para la emisión de autorizaciones. Fue creado en la Ley 15/1980.

¿Cuál de las siguientes organizaciones no está relacionada con la Protección Radiológica?. ICRP. Comisión Internacional de Protecciñon Radiológica. ECHA. Agencia europea de prúductos químicos. UNSCEAR. Comité científico de las Naciones Unidas para el Estidio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas. OIEA. Organismo Internacional de Energía Atómica.

La señalización de las zonas radiológicas en una de las herramientas para la protección radiológica de una instalación. Así, una señalización con un trébol gris sobre fondo blanco indica: Zona controlada. Zona controlada de permanencia limitada. Zona de libre acceso. Zona vigilada.

Una zona donde el riesgo de exposición anual puede superar el valor de 1mSv como dosis efectiva, debe: Disponer de sistema de vigilancia dosimétrica mediante dosímetros personales. Si el riesgo es bajo no necesita ningún sistema de vigilancia, basta con que los profesionales dispongan de los medios de protección adecuados. Disponer de sistema de vigilancia dosimétrica mediante dosímetros de área. Disponer de un sistema que permita el control de acceso a la misma.

Los trabajadores expuestos, clasificados como de categoría A: Es permisible que reciban dosis superiores a los límites. No es improbable que reciban dosis superiores a los 3/10 de alguno de los límites para un año. No deben sobrepasar el doble de los límites del público. No deben sobrepasar los 3/10 de ninguno de los límites.

La monitorización y registro de la exposición en varios puntos claves de una instalación se llama: Dosimetría ambiental o área. Dosimetría personal. Dosimetría de la instalación. Dosimetría de las zonas controladas.

El número de trabajadores expuestos de una instalación: Puede ser cualquiera, pero todos con autorización. Ha de ser el mínimo posible. Deberá ser un máximo de dos por aparato. Es variable según turnos.

En las prácticas médicas se encuentran expuestos a radiaciones ionizantes: Los pacientes a los que se les realizan pruebas diagnósticas o tratamientos empleando radiaciones ionizantes. Los profesionales sanitarios que aplican los pacientes a los que se les realizan pruebas diagnósticas o tratamientos empleando radiaciones ionizantes. Los anteriores además de los individuos que se sitúen en el entorno de las áreas donde se las realizan pruebas diagnósticas o tratamientos empleando radiaciones ionizantes. Se encuentran expuestos tanto los profesionales como los pacientes a los que se les realizan pruebas diagnósticas o tratamientos empleando radiaciones ionizantes.

La vigilancia médica de los trabajadores de categoría A comprende: Un reconocimiento general y otro ginecológico para mujeres. Una prueba de esfuerzo para estudiar su capacidad de portar prendas personales y otra. Reconocimiento previo y cada año al menos. Reconocimiento previo y cada 6 meses al menos.

Los pacientes sometidos a alguna práctica radiológica: No tienen ninguna restricción de dosis, pueden recibir los valores de dosis que estén clínicamente justificados. No tienen ninguna restricción de dosis, pueden recibir los valores de dosis que estén clínicamente justificados y que se encuentren optimizados. No tienen valores límite de dosis, se determinan niveles de referencia de dosis que no deben ser superados salvo que esté justificado. Les aplican los límites de dosis establecidos para los miembros del público.

Para controlar el riesgo de exposición a radiaciones en una práctica donde se emplea radiación gamma, debemos controlar: El tiempo de exposición, La distancia a la fuente de radiación y el material de blindaje interpuesto entre la fuente y el sujeto. La salud del personal expuesto mediante una vigilancia médica. La formación del personal expuesto, así como la vigilancia médica y dosimétrica. Los valores de tasa de exposición presentes en las zonas de actividad laboral.

Señale la opción correcta. Una trabajadora expuesta gestante: Nunca podrá acceder a una zona señalizada como zona vigilada. Tiene un límite especial de dosis igual al de los miembros del público. Tiene un límite especial de dosis de 1 mSv desde la comunicación del embarazo. Al ser categoría B no podrá tener límites superiores a los 6 mSv/año.

La señalización de los bultos conteniendo material radiactivo, se corresponde en el siguiente orden con los niveles de radiación exterior. I-blanca < II-amarilla < III-amarilla. I-blanca > II-amarilla > III-amarilla. I-blanca > III-amarilla > II-amarilla. I-blanca > Exceptuado > II-amarilla.

Los residuos radiactivos son: Basura producida en una instalación radiactiva. Material u objeto que contiene isótopos radiactivos por encima de un determinado nivel para el que no se prevé ningún uso. Solidos contaminados con isótopos radiactivos por debajo del nivel de exención. Objetos y personas contaminadas superficialmente.

El IT o índice de transporte: Solo se utiliza para transportes en la modalidad de uso exclusivo. Si lo multiplicamos por 10 obtenemos la tasa de dosis en μSv/h en la superficie del bulto. Informa sobre la intensidad de radiación a una distancia de 2 metros de la superficie del bulto. Informa sobre la intensidad de radiación a una distancia de 1 metro de la superficie del bulto.

Los vehículos de transporte de material radiactivo se señalizan: Tres placa-etiquetas romboidales cuya mitad superior sea de color amarillo con el trébol radiactivo, y en la mitad inferior figure la palabra “RADIOACTIVE” y el número 7, indicativo de la clase de mercancía peligrosa, ubicados en los laterales y delantera del vehículo. Dos placa-etiquetas romboidales cuya mitad superior sea de color amarillo con el trébol radiactivo, y en la mitad inferior figure la palabra “RADIOACTIVE” y el número 7, indicativo de la clase de mercancía peligrosa, ubicadas en los laterales del vehículo. Dos paneles naranja indicativos de transporte de mercancías peligrosas situados en la parte delantera y trasera del vehículo. Cuatro paneles naranja indicativos de transporte de mercancías peligrosas situados en los laterales y parte delantera y trasera del vehículo.

Según el período de semidesintegración los residuos se clasifican en: Residuos de vida muy corta, vida corta y vida larga. Residuos de actividad baja, actividad media y actividad alta. Residuos de muy baja actividad (RBBA), baja y media actividad (RMBA) y alta actividad (RAA). Residuos sólidos, líquidos y gaseosos.

Cual de la siguiente clasificación no se contempla en los residuos de las instalaciones radiactivas. S04. Agujas hipodérmicas en contenedores rígidos. L05 Líquidos especiales. A04 Aceites no solubles en agua. M05 mixtos especiales.

Señale la afirmación que no es correcta. En los bultos exceptuados en la superficie del bulto la tasa de dosis no debe exceder en ningún punto el valor de 5 μSv/h. Existen dos tipos de bultos tipo B: tipo B(U) aprobación unilateral y B(M) aprobación multilateral. Los bultos tipo C se utilizan para el transporte por ferrocarril de altas actividades de material radiactivo. Los bultos tipo A se diseñan para soportar las condiciones normales de transporte.

Los materiales radiactivos y sustancias nucleares se engloban en: Clase 7: materias radiactivas. Clase 5.1: materias radiactivas y fuentes de alta actividad. Los materiales radiactivos no se categorizan según el ADR. Clase 8: BAE I, BAE II y BAE III.

La etiqueta clase 7 de señalización de un bulto lleva la siguiente expresión IT: 0,2. Señale la respuesta correcta. La tasa de dosis en mSv/h en la superficie del bulto es de 2. La tasa de dosis en μSv/h en la superficie del bulto es de 2. La tasa de dosis en μSv/h a un metro del bulto es de 2. La tasa de dosis en mSv/h a un metro del bulto es de 2.

1El principal responsable de que el transporte de material radiactivo se realice conforme a lo legislado, proporcionando toda la información necesaria para el transporte seguro es: El transportista. El expedidor. El Consejo de Seguridad Nuclear. El receptor.

Las guías de seguridad del Consejo de Seguridad Nuclear son: Son documentos técnicos de carácter no obligatorio. No aplican a las instalaciones radiactivas. De obligatorio cumplimiento para las instalaciones radiactivas a las que les aplica. Son normas técnicas en materia de seguridad nuclear y protección radiológica que tienen carácter vinculante.

Una de las siguientes funciones no le aplica al Consejo de Seguridad Nuclear: Proponer reglamentación en materia de seguridad nuclear y protección radiológica. Emitir informes preceptivos y vinculantes previos a la concesión de autorizaciones. Custodiar las dosis de los trabajadores expuestos. Informar a la opinión pública.

Infracciones y sanciones en materia de seguridad nuclear y radiológica: El Organismo Competente propone e inicia el expediente sancionador. El Organismo Competente propone el expediente sancionador y el Consejo de Seguridad Nuclear lo inicia. El Consejo de Seguridad Nuclear propone el expediente sancionador y el Organismo Competente lo inicia. El Consejo de Seguridad Nuclear propone e inicia el expediente sancionador y lo finaliza el Organismo Competente.

El titular de una instalación radiactiva es responsable de: El funcionamiento en condiciones de seguridad. Las situaciones de emergencia. Aplicar, mantener y actualizar los documentos de explotación. Las respuestas a, b y c son correctas.

Los informes anuales se deben remitir al Consejo de Seguridad Nuclear y al Organismo Competente: Al finalizar el año. En el primer mes de cada año natural. En cada trimestre del año. Dentro del primer trimestre de cada año natural.

El límite de dosis para los trabajadores expuestos es: 100 mSv/5años con un máximo de 50 mSv/año. 20 mSv/año para los trabajadores expuestos. 1 mSv/año si el trabajador es una mujer gestante. 10 mSv/año para las personas en formación y estudiantes mayores de 18 años.

La señalización de una zona como zona vigilada implica: Riesgo de contaminación. Acceso restringido a trabajadores expuestos de categoría B. Vigilancia dosimétrica personal de los trabajadores expuestos con dosímetro personal. Vigilancia radiológica del ambiente de trabajo.

La licencia de operador y supervisor de instalación radiactiva con fines médicos: Tienen un periodo de validez de 3 años. Tienen un periodo de validez de 10 años. Tienen un periodo de validez de 6 años. Tienen una validez indefinida.

La estimación de dosis de los trabajadores profesionalmente expuestos de categoría A: Se debe hacer mensualmente. Se puede estimar a partir de la vigilancia del ambiente del trabajo. Se debe hacer trimestralmente. Se puede hacer mediante dosímetros de área si se dispone de un procedimiento adecuado.

Señalar la respuesta incorrecta. De acuerdo con el RD 1017/2024 entre las obligaciones del poseedor de una fuente radiactiva de alta actividad se encuentran: Comunicar en < 24h la pérdida, robo, fuga o uso no autorizado. Realizar pruebas de hermeticidad al menos anualmente. Devolver lo antes posible la fuente en desuso al proveedor. Realizar formación específica de la gestión, control y emergencias de la fuente.