Medicina nuclear

Dos nucleidos son isóbaros. Tienen el mismo nº de neutrones. No tienen el mismo valor de nº másico. Tienen el mismo valor de nº másico. Tienen el mismo nº de electrones.

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

Dos elementos con el mismo número atómico y distinto número de neutrones se dice que son: Isótopos. Primos. Isómeros. Isóbaros.

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

La constante de desintegración del I-131 es 10-6 s-1 ¿Cuál es el período de semidesintegración?. 8 días. 5,6 días. 11,6 días. 10 s.

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

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

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

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

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

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

La dosis equivalente en órgano (Ht) y la dosis efectiva (E). Coinciden con la dosis absorbida si se dan condiciones de equilibrio electrónico en la medida. 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.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

¿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.

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

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

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

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

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

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

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

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

La ICRP para estimar el riesgo de efectos estocásticos a dosis bajas de radiación considera que: Existe una relación lineal con la dosis y no existe dosis umbral. Existe una dosis umbral para efectos estocásticos por debajo de la cual éstos nunca se producirán. 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.

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

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

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

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

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

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

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

Según los criterios actuales de la C.I.P.R. (Comisión Internacional de 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 permitida automáticamente. Está permitida si existe conocimiento por parte del operador implicado. Está autorizada bajo control del Supervisor.

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

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

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 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. Una actividad que aumenta la exposición global a la radiación al introducir nuevas fuentes o modifi car las vías de exposición al hombre.

Los límites de dosis representan. Representan los valores que garantizan la justificación de una práctica radiológica. La diferencia entre una situación segura y una peligrosa. Son valores que se establecen aun sabiendo que las dosis que reciban los trabajadores no están justificadas. Un control para asegurar que ningún individuo sea expuesto a unos 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 radiactivas artifi ciales o naturales incrementadas por acción humana. Se produce durante la exposición debida a un tratamiento médico. Se produce durante la exposición debida a una situación de emergencia. Se produce durante el desarrollo del trabajo con fuentes naturales de radiación.

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.

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. 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 ofi ciales, no superando 50 mSv en un año. Para la dosis efectiva tienen un valor de 100 mSv en un período de 5 años ofi ciales, no superando 50 mSv en un año.

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

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

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

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

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. Se ha infringido gravemente la legislación. No se ha superado el límite de dosis recomendado. Ha estado sometido a gravísimo riesgo para efectos estocástico.

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

La vigilancia dosimétrica de los trabajadores expuestos. 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. Deberá realizarse con periodicidad no superior a un mes para la dosimetría externa por entidades autorizadas por el CSN. Deberá realizarse mensualmente o anualmente dependiendo de la clasifi cación del trabajador expuesto.

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

El personal expuesto de categoría B. No necesita ningún tipo de control dosimétrico. No requiere necesariamente dosímetro personal pero sí que haya dosimetría de área para su control y estimación de la dosis. Requiere dosimetría personal individual y de área. Requiere dosímetro personal.

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

Se considera residuo de baja actividad a aquellos que. 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. Debido a su contenido radiactivo, generan calor.

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

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?. Envasado, evacuación, solidificación y almacenamiento definitivo. Retirada, transporte, tratamiento y acondicionamiento, y almacenamiento definitivo. Dilución, dispersión, clasificación y producción de calor. Evacuación, clasificación, dilución y solidificación.

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

Si se recibe un paquete radiactivo, señalizado con una etiqueta II-amarilla, cuyo índice de transporte es 0,5, significa. Que su riesgo es la mitad que un bulto cuya etiqueta fuese I-blanca. Que la tasa de dosis a 1 metro de distancia del paquete es 0,005 mSv/h. Que la tasa de dosis a 1 metro de distancia del paquete es 50 mSv/h. Que la tasa de dosis a 1 metro de distancia del paquete es 0,5 mSv/h.

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

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

Residuos de muy baja actividad (RBMA) son aquellos que. Contienen radionucleidos en concentraciones muy bajas, lo que permite que, en determinadas condiciones, puedan ser gestionadas como residuos convencionales. 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. 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 concentraciones elevadas de radionucleidos de vida corta y media y concentraciones considerables de radionucleidos de vida larga.

¿Existe algún requisito para las empresas de transporte de sustancias nucleares y de material radiactivo?. Deben contar con un supervisor de instalaciones radiactivas y varios operadores. 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.

Los residuos radiactivos sólidos que contienen exclusivamente radionucleidos de período corto: Serán evacuados inmediatamente con los residuos que contienen radionucleidos de período largo. Pueden evacuarse sin más con los residuos corrientes no radiactivos. 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.

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

Las licencias de operador de instalación radiactivas con fines científicos, médicos agrícolas e industriales: Tienen un periodo de validez de tres años. Tienen un periodo de validez indefinido. Tienen un periodo de validez de cuatro años. Tienen un periodo de validez de cinco años.

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

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

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

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

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

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. Detener el funcionamiento de la instalación. Solicitar instrucciones del Titular de la instalación. Comunicar la alteración al Consejo de Seguridad Nuclear.

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

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

El límite de 99Mo en el eluido de 99mTc establecido por la Real Farmacopea Española es. 1μCi de 99Mo / 1 mCi de 99mTc. 2μCi de 99Mo / 2 mCi de 99mTc. 1μCi de 99Mo / 2 mCi de 99mTc. 2μCi de 99Mo / 1 mCi de 99mTc.

Entre las características de un radiofármaco ideal para terapia metabólica se encuentra: Distribución fisiológica en tejidos sanos. Baja transferencia de energía. Distribución en los tejidos sanos periféricos. Emisión gamma que permita realización de imágenes de control/confirmación del depósito del radionucleido.

Entre las características ideales de un generador, se encuentra. Eluido estéril y apirógeno. Protección del sistema padre-hijo que requiera blindaje especial por parte del personal. Radionucleido hijo emisor gamma y beta. Almacenamiento bajo condiciones de refrigeración.

Entre las impurezas radioquímicas que pueden encontrarse en radiofármacos de 99m Tc se encuentra. 99Tc. 99mTcO4-. Ninguna es correcta. 99mTc ligado.

Entre las características ideales de un radionucleido para ser utilizado en Medicina Nuclear en Técnicas de Imagen Planar y de Spect no se encuentra: Energía gamma adecuada a los sistemas de detección. Fácil de unirse a moléculas. Periodo de semidesintegración acorde con el estudio a efectuar. Emisor de positrones.

Entre las características ideales de un isótopo emisor de positrones, no se encuentra: Emisor de positrones y rayos gamma. Facilidad para el marcaje de moléculas. Período de desintegración que permita su transporte. Adecuada inclusión en las vías metabólicas.

La producción primaria de radionucleidos tiene lugar en. A) Generadores de radionucleidos. B) Aceleradores. D) a y b son correctas. C) Reactor Nuclear.

La principal técnica de separación del radionucleido hijo en los generadores de radionucleidos es: Sublimación. Cromatografía en columna. Precipitación. Destilación.

La definición de “radiofármaco” más correcta es: Contiene uno o más radionucleidos. Cumplen una finalidad diagnóstica o terapéutica. Consta de dos partes: Vector selectivo + Vector de información. Todos los anteriores.

Todos estos isótopos son producidos por ciclotrón, excepto: 111In. 99mTc. 67Ga. 123I.

En el estudio de perfusión miocárdica, podemos observar todo, excepto: Sospecha de enfermedad coronaria. Valoración de necrosis e isquemia. Depósito del radiotrazador en los cristales de calcio en el miocardio necrosado. Valoración de la enfermedad coronaria revascularizada.

Entre las indicaciones del Renograma isotópico se encuentra. Valoración de cicatrices corticales. Diagnóstico de uropatía obstructiva. Valoración del reflujo vesicoureteral. Todas las anteriores.

En los procedimientos diagnósticos en Medicina Nuclear el radionucleido debe: Emitir radiación gamma y beta. Emitir radiación gamma superior a 200 Kev. Emitir radiación gamma entre 100 y 250 Kev. Emitir radiación beta inferior a 1 Mev.

Entre los principales campos de acción de los procedimientos terapéuticos de la Medicina Nuclear, se encuentran. Dolor óseo metastásico. Cáncer diferenciado de tiroides. Tumores hepáticos. Todas las anteriores.

En el estudio de ventriculografía en equilibrio “gated” observamos. Variación de actividad en espacio vascular intracardiaco con relación al ciclo cardiaco. Variaciones de actividad por el paso del trazador a través de las cámaras cardíacas. Fijación del trazador en el corazón y su variación con relación al ciclo cardiaco. Aumento y disminución del área cardiaca con relación al ciclo cardiaco.

El mecanismo de acción en la gammagrafía esplénica con hematíes marcados es. Bloqueo capilar. Localización compartimental. Difusión simple. Secuestro celular.

La GAMMACAMARA es en la actualidad el equipo básico y fundamental de un Servicio de Medicina Nuclear. Su principal característica es que. Dispone de un cristal y múltiples fototubos. Dispone de un gran cristal y un gran fototubo. Dispone de varios fototubos y varios cristales. Dispone de varios cristales y un gran fototubo.

Entre los diferentes mecanismos de acción de un radiotrazador se encuentra el bloqueo capilar empleado por ejemplo en el estudio de perfusión pulmonar. Este mecanismo está condicionado por: Estructura química del radiofármaco. Fijación selectiva a nivel capilar en el órgano explorado. Tamaño de las partículas del compuesto. Energía fotónica del radionucleido.

Entre las características de las cámaras PET se encuentra: Poseen numerosos detectores de centelleo. Los isótopos emisores de positrones son producidos en ciclotrones. Detectan fotones provenientes de procesos de aniquilación que viajan en la misma dirección y sentidos opuestos. Todas las anteriores.

La base del empleo de los nucleidos radiactivos en medicina se debe a que: El peso atómico es igual al isótopo estable. Tiene más protones que el elemento estable. El número de neutrones es igual al isótopo estable. El número de electrones es igual al elemento estable.

Para disminuir el riesgo de derrame de material radiactivo durante su manipulación: Se deben utilizar guantes plomados. Se deben realizar ensayos en frío. Se debe trabajar siempre con sistema de ventilación forzada. Se debe trabajar siempre dentro de recintos plomados.

La dosis recibida por exposición a una fuente radiactiva puntual e isótropa es. Inversamente proporcional a la actividad de la fuente. Directamente proporcional al tiempo que dure la exposición. Directamente proporcional al cuadrado de la distancia. Inversamente proporcional a la distancia.

La dosis recibida por exposición a una fuente radiactiva puntual e isótropa es: Inversamente proporcional a la actividad de la fuente. Inversamente proporcional al cuadrado de la distancia. Directamente proporcional al cuadrado de la distancia. Directamente proporcional a la distancia.

El riesgo de contaminación en un Servicio de MN es mayor en: La sala de la gammacámara. Las zonas de manipulación de material radiactivo y de hospitalización de pacient. El almacén de residuos radiactivos. La sala de espera de pacientes inyectados.

En caso de derrame de material radiactivo el operador del Servicio de MN. Informará en primer lugar al Servicio de Protección Radiológica. Desalojará toda instalación para proceder a la descontaminación. Procederá a iniciar el proceso de descontaminación. Informará al Supervisor de la Instalación quien en primera instancia marcará las acciones a seguir.

Durante la manipulación de material radiactivo es necesario: Utilizar mascarillas. Utilizar prendas de protección: batas, guantes, calzas. Trabajar siempre dentro de campanas de flujo laminar. Utilizar delantales plomados de 0,25 mm de Pb.

En caso de pacientes de terapia metabólica se le debe dar información sobre los riesgos asociados. Solo al paciente y a su familia. A los trabajadores profesionalmente expuestos y a los miembros del público. Solo a los trabajadores profesionalmente expuestos. Solo al paciente.

En las pruebas diagnósticas de medicina nuclear, los pacientes inyectados deben usar los aseos de pacientes con el fi n de. Gestionar los residuos generados. Evitar contaminaciones fuera del servicio de medicina nuclear. Solo es necesario en los tratamientos con radionucleidos. Evitar irradiaciones fuera del servicio de medicina nuclear.

Las vías de exposición asociados al trato con pacientes de I131 son: Solo el riesgo de contaminación por inhalación, la digestión... Ninguno. Solo el riesgo de irradiación debido a la emisión de fotones de alta energía. El riesgo de irradiación y de contaminación.

La terapia con I-131 en terapia se basa en: La capacidad del I-131 de distribuirse uniformemente por todo el organismo. La emisión de fotones de alta energía. La emisión de partículas alfa. La capacidad de las células tiroideas para absorber yodo.

Los viales de material radioactivo se deben almacenar hasta su administración al paciente en: En la sala de inyección. En el servicio de protección radiológica. En radiofarmacia. En la gammateca.

En el diseño de una instalación de Medicina Nuclear. Debe haber zonas provistas de vestuario, esclusas y áreas de descontaminación. La distribución de zonas y accesos será de zonas de menor a mayor actividad, con acceso restringido. Las zonas radiológicas serán lugares poco frecuentados. Todas las respuestas son correctas.

El concepto de defensa en profundidad se refiere a: Prevenir que un solo fallo de un equipo o humano no dé como resultado directo un accidente. La actividad de los radionucleidos utilizados en la instalación. Si el personal está clasificado como de categoría A o B. Todas las respuestas son correctas.

En el diseño de una cámara caliente ¿qué crees que tiene la mayor importancia?. Contar con una vitrina de manipulación adecuadamente blindada y un detector de alarma. Los materiales de suelo, paredes y bancos de trabajo deben tener acabado liso sin poros, grietas, empalmes o ranuras y preferiblemente desmontables para solucionar contaminaciones. Que la seguridad de las fuentes esté garantizada. Todas las respuestas son correctas.

¿Es necesario incluir en el diseño de una instalación de Medicina Nuclear la existencia de un almacén de residuos centralizado?. Sólo en el caso de una instalación de 3ª categoría. Solo si está incluido en el Plan de Emergencia de la I.R. Siempre deberá estar situado en el interior del recinto de la instalación de Medicina Nuclear y contar con un sistema de dilución controlada de residuos líquidos automático. Sí, porque favorece los controles administrativos, radiológicos y de seguridad.

Los WC utilizados por los pacientes deben. Ser de materiales fácilmente descontaminables. No ser utilizados por el personal de la instalación. Tener información para que los pacientes tiren bien de la cadena y se laven las manos para asegurar la dilución adecuada del material radiactivo excretado y minimizar la contaminación. Todas las respuestas son correctas.

En el manejo de actividades elevadas de fuentes gamma. Todas las respuestas son correctas. Se trabajará con pinzas, viales blindados y protectores de jeringas. Se debe contar con una vitrina de manipulación de metacrilato de 1-1.5 cm de espesor. Debe llevarse colocado el chaleco plomado.

¿Cuál de los siguientes materiales es más adecuado para el blindaje de radiación beta de alta energía?. Boro. Plomo. Aire. Metacrilato o plástico de alta densidad seguido de plomo.

La sala de administración de dosis: Se situará próxima al área de inyectados. Se situará en el despacho del médico responsable. Se situará al lado de la sala de espera general. Se situará lejana al área de las gammacámaras.

En las vitrinas utilizadas para trabajar con emisores beta. En Medicina Nuclear no se trabaja con emisores beta. El blindaje frontal suele ser de metacrilato de 1-1.5 cm de espesor. El blindaje frontal debe ser de cristal plomado de 1-1.5 cm de espesor. No hace falta blindaje debido a la baja penetración en aire.

En el diseño de una Instalación de Medicina Nuclear es necesario tener en cuenta: Los radionucleidos, sus actividades y las manipulaciones a realizar. No es aconsejable realizar dosimetría personal de los trabajadores de la instalación antes del funcionamiento del Servicio. Si el personal está clasificado como de categoría A o B. Todas las respuestas son correctas.

Para una buena gestión de los residuos radiactivos generados en un servicio de M.N. se debe realizar. Es suficiente con separar los sólidos de los líquidos. Segregación, caracterización, almacenamiento y evacuación. Se pueden mezclar isótopos de distintas actividades y con periodos parecidos. Se pueden evacuar directamente a la red el material radiactivo que sobra de Tc-99m.

¿Qué se debe hacer con la ropa de cama de un paciente ingresado por terapia metabólica de I-131?. Se etiqueta como residuo radiactivo y se espera a que ENRESA lo recoja. Se recoge en un recipiente de residuos sólidos para proceder a su tratamiento. Se recoge en una bolsa de plástico transparente y se almacena en un sitio adecuado hasta su decaimiento. Se etiqueta como residuo radiactivo y se espera a que una empresa autorizada lo recoja.

Ante el extravío o robo de material radiactivo almacenado en la instalación, de forma inmediata. Se parará por completo el funcionamiento de toda la instalación. Se dará cuenta al supervisor de la instalación y al Servicio de Protección Radiológica. Se dará cuenta al titular de la instalación. Se repondrá el material extraviado o robado con un nuevo pedido.

En la P.R. operacional de un Servicio de Medicina Nuclear, en el control de material radiactivo se deberá contemplar. Almacenamiento de isótopos radiactivos. Adquisición de productos radiactivos. Recepción del material radiactivo. Todas son correctas.

En un manual de P.R. de un servicio de M.N. se debe realizar una verificación de la instalación que debe contemplar. Verificaciones del material y sistemas de seguridad. Verificaciones de los blindajes y de los equipos e instrumentos de medida. Verificaciones de los sistemas y control y evacuación de residuos. Todas son correctas.

En un servicio de Medicina Nuclear, se debe realizar: Solo control de la irradiación externa. Se debe realizar vigilancia de la contaminación e irradiación de las áreas y personas. Solo control de vigilancia de la contaminación superficial. Solo vigilancia de la irradiación de área y personal.

Cuando se trabaja con material radiactivo no encapsulado. Se puede utilizar el material sin guantes desechables, si la actividad es baja. No es necesaria ropa especial de trabajo en zona vigilada con riesgo de contaminación. Se puede introducir alimentos y bebidas en zona vigilada. Al finalizar el trabajo y salir de la zona de cámara caliente e inyección los trabajadores se someterán a un control radiológico de manos, pies, ropa de trabajo.

¿Qué se debe hacer si la descontaminación de una superficie no tiene éxito tras repetidos frotados?. Se debe proceder a un lavado con abundante agua. Se debe prohibir el acceso de cualquier trabajador a la sala hasta nueva orden del supervisor. Se debe cubrir la zona y señalizarla con el radioisótopo, la fecha y la actividad estimada. Se debe repetirla indefinidamente hasta que la contaminación desaparezca por completo.

Para evaluar si la contaminación superficial es fi ja o desprendible se debe: Realizar un frotis en la zona afectada con líquido descontaminante y medir dicho frotis. Acotar la zona y dejar decaer 24 h. Medir con un detector Geiger Müller a 5 cm de la zona afectada. Evaluar las condiciones en las que se produjo la contaminación.

¿Cuál de las siguientes tareas no está contemplada durante el procedimiento de recepción de material radiactivo?. Mantener intacta la señalización del paquete. Verificar que es el producto que se ha pedido. Medir los niveles de radiación y contaminación. Inspeccionar el paquete.

¿Cuál de los siguientes elementos protege contra la contaminación?. Bata desechable. Monitor de contaminación. Protector de jeringas. Mampara plomada.

Ante un incendio de pocas proporciones, que acción realizaremos en primer lugar: Intentaremos extinguirlo inmediatamente, con los elementos antiincendios que dispongamos. Presionaremos inmediatamente los pulsadores de alarma. Evacuaremos a los pacientes inmediatamente para ponerlos a salvo. Avisaremos con la mayor prontitud al supervisor de la instalación.

Si al inyectar a un paciente Tc-99m para una exploración ósea se produce una salpicadura al suelo, deberemos. Comunicarlo inmediatamente al CSN. Acotar la zona y avisar al servicio de Protección Radiológica. Absorber la salpicadura con papel de filtro y continuar trabajando. Las tres respuestas son adecuadas.

Los errores en la administración de un radiofármaco: No hay que pensar que son inevitables pero hay que ser conscientes de que suelen ocurrir y por tanto no generar alarma. Son inevitables. No hay que pensar que son inevitables. Hay que implantar y cumplir los procedimientos de trabajo para intentar prevenirlos en su totalidad. Hay que intentar evitarlos en la medida de lo posible, pero entran dentro de lo habitual en un ambiente de estr.

Si se sospecha que ha desaparecido una fuente encapsulada de verificación de Medicina Nuclear, el operador que detecte el suceso: Consignará la perdida en el Libro Diario de la instalación. El operador procederá a avisar al supervisor responsable para que se haga cargo de la investigación. Inmediatamente se llamará a Seguridad del Hospital para realizar la búsqueda conjuntamente. Utilizará un detector Geiger-Müller para tratar de localizar la fuente extraviada.

Al recepcionar un envío de un generador de Mo/Tc99 nos percatamos de que ha sufrido un fuerte golpe y está deteriorado, viéndose su interior. Intentaremos ponerlo en funcionamiento para averiguar el alcance del deterioro. Puede ser considerado un accidente debido a las consecuencias radiológicas por su alta actividad. Gestionaremos la devolución a través de ENRESA. Hay que considerarlo un incidente y refl ejarlo en el Libro Diario de la instalación.

Si ha sido necesaria la evacuación de los enfermos ingresados para tratamiento, a los que hemos administrado I-131, por una alarma de incendio: Estimaremos para cada paciente la dosis que reciben de los otros. Se procurará mantenerlos agrupados y relativamente aislados del resto de pacientes del Hospital y miembros de los equipos de emergencia. Deberán estar por lo menos a 1 m. unos de otros en una habitación aislada. No podemos evacuar a pacientes con tratamientos terapéuticos de I-131 porque es muy peligroso.

Si un operador está en una sala de exploración con un enfermo inyectado con Tc99m que proporciona una tasa de dosis de 2 mSv/h a 0.5 m y debe ayudarle a subir a la camilla de la gammacámara, debería. Colocar un delantal plomado al enfermo. Avisar a un familiar para que le ayude a subirle. Ponerse un delantal plomado. Citar al paciente al día siguiente para que decaiga la actividad.

Una persona se ha contaminado con 3 mCi de Tc-99m ¿Qué debe hacer?. Debe someterse a un reconocimiento médico. Tiene que dejar de trabajar con radioisótopos. No pasa nada si se trata de dosis externa. Ninguna respuesta es correcta.

Ha ocurrido un pequeño incidente radiológico causado por un derrame de residuos radiactivos líquidos de I-131. ¿Cuál de las siguientes acciones NO es preciso realizar?. Avisar al vigilante de seguridad. Medir la posible contaminación personal. Descontaminar. Contener el derrame utilizando material absorbente.

Cuál te parece que debe ser la respuesta de un operador ante una emergencia: Siempre mantener la calma y actuar a las órdenes del supervisor. Seguir los procedimientos de trabajo establecidos en el Plan de Emergencia. Intentar resolverla dentro de nuestras posibilidades y avisar inmediatamente al supervisor. Son verdaderas las tres respuestas.

Los carteles de aviso para alertar a posibles embarazadas antes de la realización de una prueba de medicina nuclear: Una paciente embarazada no debe hacerse nunca una prueba de medicina nuclear por lo que no es necesaria la advertencia. Se colocan únicamente por el requerimiento del CSN. Estarán colocados en un lugar visible, preferentemente a la entrada del Servicio. Deben colocarse en la entrada de las salas de las gammacámaras para que la paciente no pase al interior en caso de estar embarazada.

En el interior de la vitrina de manipulación de la cámara caliente se ha vertido un vial de Tc-99m y se debería. Realizar una medida de la tasa de dosis con un detector adecuado y decidir posteriormente la actuación a seguir. Realizar una medida de la tasa de dosis con un detector adecuado y decidir posteriormente la actuación a seguir. No hace falta realizar una medida de la tasa de dosis porque para este radionucleido las dosis de radiación son muy pequeñas. Es imprescindible realizar la descontaminación primero antes de medir.

¿Cuáles de las siguientes acciones NO es necesaria para manipular fuentes abiertas en Medicina Nuclear?. Utilizar ropa de protección adecuada. Tener conocimientos de Protección Radiológica. Conocer el Reglamento de funcionamiento de la I.R. Siempre medirse antes de comenzar la manipulación.

Señale la afirmación verdadera: El Real Decreto 1841/1997 no es aplicable en una institución privada. El Real Decreto establece criterios de calidad que permite la optimización de la Dosis. Según el Real Decreto 1841/1997 exclusivamente hay que realizar el control de calidad de los PET-TC. El Real Decreto 1841/1997 prohíbe administrar radiofármacos a embarazadas y niños menores de 10 años.

La garantía de calidad en medicina nuclear viene establecida por: Real decreto 1841/1997, de 5 de diciembre por el que se establecen los criterios de calidad de medicina nuclear. Real decreto 479/1993, de 7 de abril, por el que se regula los medicamentos radiofármacos de uso humano en medicina nuclear. Real decreto 815/2001 de 18 de julio, sobre justificación del uso de radiaciones ionizantes para la protección radiológica de las personas con ocasión de exploraciones de medicina nuclea. Orden ministerial de 22 de marzo de 1999 por el que se determinan los criterios de calidad en medicina nuclear.

El control de calidad de la instrumentación: Se realiza anualmente para todo el equipamiento del servicio de Medicina Nuclear. Para el activímetro no es necesario un control periódico. Se realiza atendiendo a la periodicidad estipulada en el Real Decreto 1841/1997, programa de garantía de calidad y protocolo español de control de calidad. Lo realiza exclusivamente la casa suministradora del equipo.

De acuerdo con el Real Decreto 1841/1997 de 5 de diciembre. Se requiere informar al paciente solo en el caso de que se le administre un emisor alfa. No se requiere consentimiento informado en ningún caso. Se informará al paciente en protección radiológica. Se precisará de un consentimiento informado. Solo se aportará consentimiento informado si la prueba diagnóstica es SPECT-TC.

Las tolerancias en los valores obtenidos en los controles de calidad de la instrumentación. Si no se cumplen debe paralizarse el equipo hasta su reparación. Son valores que se pueden ajustar dependiendo del estado de los equipos. Son las fijadas por el Protocolo Nacional de Control de Calidad. Vienen fijadas por la legislación correspondiente.

Los programas de garantía de calidad en medicina nuclear: Han de estar diseñados para cada unidad teniendo en cuenta las características propias (equipos, personal,...). Son instrumentos de gestión administrativa para conseguir las normas ISO9000. Son exclusivamente orientados a la radiofarmacia y a los equipos detectores para de reducir las exploraciones erróneas. Son instrumentos de gestión orientados a incrementar el rendimiento de la unidad de medicina nuclear.

La garantía de calidad en medicina nuclear consiste en. Establecer acciones planificadas y sistemáticas para garantizar los criterios de calidad establecidos. Hacer el control periódico de la instrumentación. Controlar la actividad del radiofármaco administrado. Actuar en los aspectos anteriores cuando se presente algún problema a fi n de mantener los criterios establecidos.

Los objetivos de la garantía de calidad en Medicina Nuclear abarcan. El control de la instrumentación y dosimetría. El control de la instrumentación. Englobara todos los procedimientos del servicio. Solo es obligatorio en una instalación ubicada en un hospital público.

Señale la afirmación falsa. Todo servicio de Medicina Nuclear ha de contar con especialista en radiofísica Hospitalaria propio o externo. Se dispondrá de un contrato de mantenimiento tanto preventivo como correctivo. Toda prueba diagnóstica justificada no es necesario tomar medidas de optimización de la dosis. Se ha de remitir el programa de garantía de calidad a la autoridad competente antes de comenzar la labor asistencial.

La calidad en medicina nuclear puede considerarse que abarca sólo los siguientes aspectos: Máxima eficacia independiente del riesgo. Mejor resultado con la máxima satisfacción y mínimo riesgo para el paciente. Calidad y satisfacción del paciente. Calidad del acto médico.

Las gammacámaras de medicina nuclear. Deberán estar homologadas por el Ministerio de Sanidad y Consumo. Antes de ponerse en funcionamiento deberán superar las pruebas de aceptación. Deberán controlarse diariamente antes de pasar el primer paciente. Deberán cumplir las normas ICRP.

Los niveles de referencia: Se mantienen los mismos valores para pacientes pediátricos y adultos. No ayudan en el proceso de optimización de las prácticas diagnósticas. En medicina nuclear se fijan en unidades de actividad. Se deben entender como restricciones de dosis que no se deben sobrepasar.

El sistema de protección radiológica de la ICRP se basa en. Los principios de optimización, niveles de referencia y limitación de dosis. La optimización en procedimientos diagnósticos y de terapia. Los principios de justificación, optimización y limitación de dosis. Los principios de justificación, niveles de referencia y limitación de dosis.

Las pacientes de medicina nuclear que puedan estar embarazadas. Deben comunicárselo al médico antes de realizar la exploración. Tienen un límite de dosis. Deben pasar obligatoriamente un test de embarazo antes de realizar la exploración. No es necesario que tomen ninguna medida especial con ellas, pues la exploración siempre está justificada.

El principio de justificación en medicina nuclear. No tiene en cuenta la exposición del medio ambiente. Únicamente tiene en cuenta el beneficio del paciente. Tiene en cuenta el beneficio individual o social que resulta de la práctica. No tiene en cuenta la exposición de los trabadores.

El principio de optimización en procedimientos terapéuticos. Es necesario planificarlo específicamente para cada paciente. Debe seguir los esquemas de optimización empleados en la radioterapia de haces externos y en la braquiterapia. El objetivo es conseguir que las dosis absorbidas en los órganos blanco sea la prescrita por el médico especialista, a la vez que la exposición a la radiación en los tejidos normales sea tan baja como razonablemente pueda conseguirse. Todas las opciones son correctas.

Después de una exploración diagnóstica de medicina nuclear a una mujer: El embarazo está desaconsejado hasta después de dos semanas. El embarazo está desaconsejado, hasta después de 24 horas solo para exámenes diagnósticos con Tc-99m. No es necesario tomar medidas específi cas para evitar su embarazo posterior, dado que el riesgo al embrión es despreciable. No es necesario tomar medidas especiales si la paciente está amamantando.

En los activímetros, la estabilidad. Deben controlarse semestralmente su precisión. Debe controlarse solo una vez al año por el especialista en radiofísica hospitalaria. Deben controlarse mensualmente por el médico especialista de medicina nuclear. Debe controlarse diariamente.

En la historia clínica de un paciente de medicina nuclear, deberá quedar registrada. En cualquier caso, la dosis de radiación absorbida. Tipo y actividad del radiofármaco administrado. Marca y modelo del equipo detector. El nombre del operador responsable de la administración de dosis.

El principio de optimización en procedimientos de diagnóstico. Se centra en mantener las dosis por debajo de los umbrales deterministas. Su objetivo es mantener las dosis de una práctica tan bajas como razonablemente sea alcanzable. No debe depender de los factores económicos y sociales. Es necesario planificarlo específicamente para cada paciente.

¿Quién es el responsable de la correcta indicación del procedimiento radiológico?. El supervisor de la instalación. El trabajador que realiza la exploración. El médico prescriptor. El médico especialista.

La ICRP recomienda en las exposiciones médicas. Evitar realizar pruebas a las pacientes en periodo de lactancia. Limitar las dosis de los pacientes. La aplicación de métodos de reducción de dosis sin perder información diagnóstica. No utilizar el criterio de justifi cación, pues las exposiciones médicas siempre están justifi cadas.

¿Cuál es el nuevo límite de dosis equivalente en cristalino fi jado por la Directiva 2013/59/EURATOM?. 150 mSv/año. 100 mSv/año, aunque en un año de 5 podría ser hasta 500 mSv. 20 mSv/año, aunque en un año de 5 podría ser hasta 50 mSv. 50 mSv/año, aunque en un año de 5 podría ser hasta 150 mSv.

Respecto a la inmovilización de pacientes. Podrían realizarlas menores de 18 años. Estará encargado un familiar del paciente. Se buscarán a voluntarios, informándoles previamente para reducir su exposición. Hay un trabajador específico del Servicio para tal fi n.

Toda exposición médica. Implica siempre unos efectos secundarios no deseados. Rara vez está justificada. Debe ser valorada y justificada por los operadores de la instalación. Debe proporcionar un beneficio neto frente a los riesgos (criterio de justificación).

El Sistema de Protección Radiológica de la ICRP, en relación a la exposición médica. Solo se aplica al público en general. Tiene como único objetivo el no superar los límites de dosis recomendados. Solo se aplica a los trabajadores expuestos. No aplica los límites de dosis.

¿Está indicado realizar una prueba de Medicina Nuclear a una paciente en periodo de amamantar?. Sí, interrumpiendo la lactancia defi nitivamente para evitar el riesgo de contaminación mediante la leche materna. Hay que posponer la prueba el tiempo que sea necesario. Podría realizarse, usando restricciones en el tiempo que pueda volver a amamantar. Nunca.

El Plan de Emergencia Interior de una instalación de Medicina Nuclear. Incluirá un análisis y evaluación de los riesgos que pueden derivarse del funcionamiento en régimen normal. Contendrá los métodos de trabajo y reglas de manipulación que garanticen la operación segura de la instalación. Debe refl ejarse en el Diario de Operación. Debe incluirse en la solicitud de autorización de funcionamiento.

La Directiva europea sobre Exposiciones Médicas 97/43/EURATOM. Obliga su cumplimiento a todos los ciudadanos de los Estados miembros. Impone límites de dosis para trabajadores expuestos y público en general. Obliga a transponer sus artículos en la legislación de los Estados miembros. No contempla la vigilancia de la salud profesional.

Respecto al diario de operación. A) Podrá ser comprobado por el CSN en las inspecciones a la instalación. B) No se registrarán los incidentes en la instalación puesto que estos están recogidos en el Plan de Emergencia Interior de la instalación. C) Puede utilizarse aunque no esté sellado por el CSN. B Y C son correctas.

En cuanto a los niveles de referencia diagnósticos en medicina nuclear. Al ser radiofármacos, son niveles de actividad. Los niveles de referencia diagnóstico son establecidos para todos los pacientes que se tratan en esa unidad. No se deben incluir en el programa de garantía de calidad y seguridad porque son muy cambiantes. No existen.

Respecto a la gestión de los residuos. Se pueden mezclar residuos de distintos isótopos si el periodo de semidesintegración es similar. Se pueden mezclar los residuos líquidos solubles en agua con los no solubles. Nunca se pueden mezclar residuos de distintos isótopos. Se pueden mezclar residuos sólidos con material inactivo para reducir su concentración de activid.

Respecto a la vigilancia de radiación externa en áreas de trabajo. La vigilancia especial se lleva a cabo cuando no hay información suficiente sobre una situación especial. La vigilancia rutinaria mide la radiación en situaciones habituales. La vigilancia operacional estima el riesgo de un procedimiento concreto. Todas las respuestas son correctas.

Si un contenedor tiene una concentración en actividad de Tc-99m superior a su valor de límite de desclasifi cación, Cl,. Debe retirarse como residuo radiactivo a través de una empresa autorizada, como por ejemplo, ENRESA. Debe almacenarse un tiempo hasta que la concentración en actividad sea inferior a Cl y se pueda evacuar como residuo convencional. Puede evacuarse directamente como residuo convencional ya que no es un radiofármaco para terapia. Puede mezclarse con material no contaminado para reducir la concentración en actividad por debajo de Cl.

Cuando se instala un equipo nuevo de medicina nuclear. Las pruebas de aceptación son recomendables, pero se puede empezar a utilizar el equipo lo antes posible si la casa comercial ha dado el visto bueno y hay mucha lista de espera. Las pruebas de aceptación son obligatorias y se deben realizar por parte del suministrador de la casa comercial y un especialista en radiofísica hospitalaria. Las pruebas de constancia son obligatorias y se deben realizar unas pruebas de aceptación por parte de la casa comercial. Las pruebas de estado son obligatorias y consiste en que la casa comercial compruebe que el equipo funciona perfectamente y lo comunique al jefe de Servicio de Medicina Nuclear.

El RD 673/2023 obliga a implantar una Comisión de Garantía de Calidad y Seguridad. No obliga, solo recomienda. Obliga a la implantación de un programa de Garantía de calidad y seguridad, pero no a una Comisión de Garantía de calidad y seguridad. Ni obliga ni recomienda. Obliga a la implantación de una Comisión de Garantía de calidad y seguridad y un Programa de Garantía de calidad y seguridad.

En caso de ser necesaria la inmovilización de un paciente durante un procedimiento diagnóstico en medicina nuclear. Los cuidadores no pueden, bajo ningún caso, participar en la etapa de inmovilización, dado que sus funciones comienzan una vez terminado el procedimiento. El paciente debe permanecer inmóvil por sí mismo y si no puede estarlo es una contraindicación que hace que el procedimiento no esté justificado. La primera opción es utilizar sistemas de inmovilización mecánicos. Será realizada preferiblemente por los trabajadores expuestos en turnos rotatorios.

El cuidador de un paciente que ha sido sometido a un procedimiento de medicina nuclear: No tiene por qué recibir información básica sobre los efectos de las radiaciones ionizantes. Es una figura que sólo tiene sentido para pacientes pediátricos. Se le aplican restricciones de dosis. No puede superar los límites de dosis del público.

En las exploraciones médicas de pacientes debidas a tratamientos de radioterapia o de medicina nuclear: No se aplican niveles de referencia, al tratarse de tratamientos. Los volúmenes de planificación se planificarán individualmente. Se utilizarán volúmenes de planificación estándar según la patología. Ninguna de las respuestas anteriores es correcta.