Las partículas beta son Corpúsculos de energía llamados también fotones. Electrones o positrones. Neutrones. Protones.
Al cabo de tres períodos de semidesintegración, la actividad de una muestra radiactiva será Dos veces menor. Tres veces menor. Ocho veces menor. Seis veces menor.
La emisión de partículas alfa o beta por una sustancia radiactiva suele ir acompañada de emisiones de: Radiación gamma. Neutrones. Electrones. Protones. .
Una partícula alfa está constituida por Cuatro protones. Tres protones y un neutrón. Dos protones y dos neutrones. Tres neutrones y un protón.
Uno de los mecanismos de desexcitación del núcleo es la emisión de Rayos X de frenado. Radiación gamma. Rayos X característicos. Protones.
La magnitud exposición hace referencia a cantidad de energía absorbida por unidad de masa del material irradiado carga total de iones de un solo signo producidos por radiación X o en aire. energía transferida por unidad de longitud. cantidad de energía transferida por unidad de masa del material irradiado.
La unidad de dosis absorbida en el sistema internacional es Gray Rad Sievert C/Kg .
La relación entre la unidad especial y del Sistema Internacional para la exposición es 1 C/Kg = 100 R 1 C/Kg = 3876 R 1 C/Kg = 1000 R Ninguna de las respuestas anteriores.
La dosis equivalente en órgano (Ht) y la dosis efectiva (E). Son magnitudes limitadoras imposibles de medir en la práctica. Se estiman de manera razonablemente conservadora mediante las magnitudes operacionales. Sirven para estimar de manera razonablemente conservadora a las magnitudes operacionales. Coinciden con la dosis absorbida si se dan condiciones de equilibrio electrónico en la medida. No son ciertas ninguna de las afirmaciones anteriores. .
Cuál de las expresiones es cierta 1mGy = 0.1 rad. 1 Gy = 100 mrad. 1 rad = 0.001 Gy. 1 Gy = 100 rem. .
?Cuál de los siguientes dispositivos, además de dar información sobre la presencia de radiación, puede medir su energía? Detector Espectróscopo Contador Espectrómetro .
La eficiencia absoluta depende de: Las propiedades intrínsecas del detector Las propiedades geométricas del sistema Las propiedades intrínsecas del detector y geométricas del sistema Las propiedades de la radiación incidente.
El tiempo muerto o tiempo de resolución de un sistema de detección es: 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 Ninguna de las anteriores .
El contador Geiger: Se puede usar para medir la energía de la radiación Es de operación rápida Da impulsos de salida con amplitudes iguales Funciona en la zona de proporcionalidad.
Un cristal luminiscente: Ha de ser transparente a la radiación incidente Debe ser lo más espeso posible si va a medir partículas cargadas Debe tener un coeficiente de conversión luminiscente lo más bajo posible Ninguna correcta.
La dosimetría personal consta de: a) Vigilancia del ambiente de trabajo y dosimetría externa b) Dosimetría operacional y dosimetría interna c) Dosimetría externa e interna d) Dosimetría externa y dosimetría operacional .
¿Para qué tipo de control se suelen utilizar más comúnmente los dosímetros de termoluminiscencia? a) Dosimetría personal interna b) Dosimetría personal externa c) Dosimetría operacional d) Dosimetría ambiental.
Los monitores de tasa de exposición o dosis suelen estar basados en Cámaras de ionización y contadores Geiger Contadores Geiger y de centelleo Termoluminiscencia y cámara de ionización Detectores de Silicio y termoluminiscencia.
Qué tipo de detectores se usan para medir neutrones rápidos De Boro Cámaras de ionización rodeadas por material fisionable tipo 235U De Litio De Boro recubiertos con una sustancia rica en átomos ligeros como parafina o grafito.
¿Con qué frecuencia se registran los informes de dosis de los trabajadores de categoría B Anualmente Semestralmente Cada cinco años Las tres anteriores conjuntamente.
¿Cuándo se considera que una célula ha perdido su integridad reproductiva? Cuando no puede emigrar a otro tejido Cuando ya no es capaz de dividirse Cuando tiene alterada la membrana citoplasmática Cuando ha perdido su capacidad funcional.
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 vitaminas Las proteínas.
La radiosensibilidad celular en general 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 La letalidad celular La esterilidad Las mutaciones en el material genético.
Los efectos deterministas se relacionan con La letalidad celular La aparición de cáncer Las mutaciones cromosómicas El desarrollo de células tumorales.
Los efectos estocásticos hereditarios se caracterizan porque Aparecen en la descendencia del individuo irradiado Aparecen en el individuo que ha sufrido la irradiación Se producen tras exposición a dosis altas de radiación Son consecuencia de la muerte de un número elevado de células.
¿Qué población celular de las citadas es más radiorresistente? Población con capacidad de automantenimiento Población con alta capacidad de división Población en tránsito Población altamente diferenciada.
¿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.
¿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 Inmediatamente antes del parto Durante la fase de organogénesis Cuando el feto está desarrollado.
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 Existe una relación cuadrática con la dosis y un umbral de dosis No existe dosis umbral, siendo el efecto dependiente del cuadrado de la dosis recibida.
Los efectos estocásticos 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 se producen a corto plazo tras la irradiación.
Los efectos deterministas son de naturaleza somática se transmiten a la descendencia son inversamente proporcionales a la dosis de radiación ionizante recibida se producen a medio-largo plazo tras la irradiación.
La muerte del embrión (aborto espontaneo) tras exposición a radiación ionizante se produce principalmente durante la etapa de organogénesis de la gestación durante las 2-3 primeras semanas de gestación entre la semana 8 y la 15 de gestación al final del embarazo.
Para la estimación del riesgo de cáncer asociado a exposición a radiación ionizante se utilizan los datos de inducción de cáncer en animales de laboratorio se utilizan los datos epidemiológicos de los pacientes sometidos a radioterapia se utilizan los datos epidemiológicos de los supervivientes de las bombas atómicas de Hiroshima y Nagasaki jamás se utilizan datos epidemiológicos.
La magnitud utilizada en el caso de efectos deterministas a) dosis efectiva b) dosis equivalente c) dosis recibida d) dosis absorbida.
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.
Las personas que participen en operaciones que impliquen exposiciones de emergencia Deberán ser mayores de 20 años Deberán ser informadas previamente de los riesgos existentes No trabajarán durante un año en instalaciones radiactivas Deberán hospitalizarse para recibir tratamiento médico excepcional.
Según los criterios actuales de la C.I.P.R. (Comisión Internacional de al Protección Radiológica) cualquier dosis de radiación por debajo de los límites Está autorizada bajo control del Supervisor Está permitida automáticamente 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 si existe conocimiento por parte del operador implicado.
La limitación de dosis NO aplica a: a) trabajadores que realicen intervenciones en caso de exposiciones perdurables b) trabajadores mayores de edad de sexo masculino exposiciones por diagnóstico o tratamiento médico personal médico debidamente autorizado.
Señala qué 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 el individuo Llevar un dosímetro personal de solapa.
El Sistema de Protección radiológica establece que una “práctica” es: Una actividad que supone la exposición de las personas como consecuencia exclusivamente de su diagnóstico o tratamiento médico Una actividad que aumenta la exposición global a la radiación al introducir nuevas fuentes o modificar las vías de exposición al hombre Una actividad que reduce la exposición global de los trabajadores expuestos Una actividad que reduce el número máximo de individuos expuestos a la radiación.
Los límites de dosis representan la diferencia entre una situación segura y una peligrosa Un control para asegurar que ningún individuo sea expuesto a un riesgos de irradiación considerados inaceptables en circunstancias normales Son valores que se establecen aun sabiendo que las dosis que reciban los trabajadores no están justificadas Representan los valores que garantizan la justificación de una práctica radiológica.
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 artificiales o naturales incrementadas por acción humana Se produce durante el desarrollo del trabajo con fuentes naturales de radiación Se produce durante la exposición debida a un tratamiento médico Se produce durante la exposición debida a una situación de emergencia.
Qué afirmación es la correcta Una exposición potencial es una exposición que se produce de forma previsible Una exposición potencial es aquella en la que no se superan los límites de dosis Los límites de dosis no son directamente aplicables a una exposición potencial 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 Para la dosis efectiva tienen un valor de 100 mSv en un período de 5 años oficiales, no superando 50 mSv en un año En el caso de un trabajador expuesto, el límite para la dosis efectiva tiene un valor de 100 mSv en un período de 5 años oficiales, no superando 50 mSv en un año.
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 prohíbe el acceso a los trabajadores no expuestos a radiaciones ionizantes 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.
En zona vigilada debe estar restringido El acceso a los trabajadores expuestos sin autorización especial La permanencia continuada del trabajador expuesto La permanencia continuada del público en general El acceso de los operadores.
Una zona señalizada con un trébol gris azulado bordeado de puntas radiales es Una zona controlada con riesgo de contaminación Una zona vigilada con riesgo de irradiación Una zona de permanencia limitada Una zona de acceso prohibido.
En una instalación radiactiva de tercera categoría, los trabajadores expuestos Deben usar siempre un dosímetro personal No precisan control médico periódico No pueden trabajar con fuentes de neutrones No pueden trabajar con emisores alfa.
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 No se ha superado el límite de dosis recomendado Ha estado sometido a gravísimo riesgo para efectos estocásticos SE ha infringido gravemente la legislación.
En el historial dosimétrico correspondiente a personas de la categoría A se registrarán Únicamente las dosis mensuales y las acumuladas cada 5 años Obligatoriamente las dosis semanales, mensuales y anuales 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.
La vigilancia dosimétrica de los trabajadores expuestos deberá realizarse mensualmente o anualmente dependiendo de la clasificación del trabajador expuesto deberá realizarse con periodicidad no superior a un mes para la dosimetría externa 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. .
Un área donde la dosis equivalente anual estimada para un trabajador expuesto sea de 9 mSv, debe ser clasificada como Vigilada. de permanencia limitada. Controlada. De acceso prohibido.
El personal expuesto de categoría B requiere dosímetro personal no necesita ningún tipo de control dosimétrico requiere dosimetría personal individual y de área no requiere necesariamente dosímetro personal pero sí que haya dosimetría de área para su control y estimación de la dosis.
Para estimar el conjunto de dosis recibidas por un trabajador expuesto en una instalación radiactiva, no se tendrán en cuenta las recibidas en otras instalaciones radiactivas en exámenes o tratamientos médicos en operaciones no rutinarias en cualquier circunstancia siempre que no se superen los límites establecidos.
Los residuos radiactivos sólidos que contienen exclusivamente radionucleidos de período corto Serán evacuados inmediatamente con los residuos que contienen radionucleidos de período largo Deben almacenarse hasta que su actividad haya disminuido y se puedan evacuar sin riesgo con los residuos corrientes Pueden evacuarse sin más con los residuos corrientes no radiactivos Pueden evacuarse únicamente con autorización previa del Consejo de Seguridad Nuclear.
Se define el índice de transporte como La tasa de dosis equivalente a 1 metro del bulto medida en mSv/h 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 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 la tasa de dosis a 1 metro de distancia del paquete es 0,5 mSv/h 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 su riesgo es la mitad que un bulto cuya etiqueta fuese I-blanca.
Los materiales residuales con contenido radiactivo que se han desclasificado incondicionalmente no podrán utilizarse en la construcción de viviendas se tratarán igualmente como material radiactivo se podrá gestionar como un residuo no radiactivo deberán manipularse con vestimenta adecuada.
En cada etiqueta fijada a un bulto radiactivo debe figurar obligatoriamente La fecha de embalaje. la actividad. El destino del bulto. El peso bruto.
La seguridad en el transporte de material radiactivo se basa en las instrucciones para casos de emergencia la aprobación del CSN la seguridad en el embalaje la contratación de un seguro de cobertura de riesgos.
¿Existe algún requisito para las empresas de transporte de sustancias nucleares y de material radiactivo? 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 Estas empresas deberán estar en posesión de un carné especial emitido por el CSN No necesitan ningún requisito especial d) Deben contar con un supervisor de instalaciones radiactivas y varios operadores. .
Se considera residuo de baja actividad a aquellos que Debido a su contenido radiactivo, generan calor Su decaimiento requiere de largos periodos tiempo lo que dificulta el control de las instituciones Requieren blindajes para su manipulación y transporte Aquellos que normalmente no requieren blindajes para su manipulación.
residuos de muy baja actividad (RBMA) son aquellos que 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 Contienen radionucleidos en concentraciones muy bajas, lo que permite que, en determinadas condiciones, puedan ser gestionadas como residuos convencionales 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.
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 Dilución, dispersión, clasificación y producción de calor Evacuación, clasificación, dilución y solidificación Retirada, transporte, tratamiento y acondicionamiento, y almacenamiento definitivo.
Entre las funciones del CSN se encuentra emitir informes preceptivos en materias diversas informar a los supervisores y operadores de sus competencias conceder autorizaciones para la puesta en marcha de instalaciones nucleares y radiactivas garantizar la seguridad en las instalaciones radiactivas.
Una instalación donde se almacenan fuentes de neutrones es: a) una instalación de primera categoría b) una instalación de segunda categoría c) una instalación de tercera categoría d) 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 de cuatro años tienen un periodo de validez de cinco años tienen un periodo de validez indefinido.
Un Servicios de Protección Radiológica propio (SPR debe incluirse como servicio propio para cualquier práctica que incluya radiaciones ionizantes debe estar debidamente autorizadas por el CSN no requiere autorización se autorizará solamente para las instalaciones nucleares y del ciclo de combustible, así como para las instalaciones radiactivas de primera categoría.
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 comunicar la alteración al Consejo de Seguridad Nuclear solicitar instrucciones del Titular de la instalación.
Quién debe firmar el Diario de Operación a) el titular b) el supervisor c) el operador d) el supervisor o el operador.
La evacuación de efluentes radiactivos al medio ambiente a) siempre debe estar autorizada por el Ministerio y el CSN b) puede hacerse libremente si la actividad está por debajo del valor de exención c) basta con una comunicación al CSN d) está prohibido en cualquier caso.
Las Directivas de la Unión Europea a) son de obligado cumplimiento directamente b) deben ser traspuestas a nuestra legislación c) son recomendaciones d) La UE no legisla en temas de protección radiológica.
Los operadores deben cumplir a) con las instrucciones del supervisor b) con lo indicado en el Reglamento de Funcionamiento c) con los condicionados establecidos en las especificaciones técnicas d) todas las anteriores son ciertas.
La renovación de una licencia de operador a) la hace automáticamente el CSN b) la hace automáticamente el Ministerio c) se debe solicitar al CSN dos meses antes de que caduque d) se debe solicitar al Ministerios dos meses antes de que caduque.
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