NEW
Font size
WorksheetsTEST 1 FINAL
Total questions: 30
Worksheet time: 15mins
La emisión de partículas alfa o beta por una sustancia radiactiva suele ir acompañada de emisiones de:
Protones
Radiación gamma
Electrones
Neutrones
Las partículas beta son:
Neutrones
Corpúsculos de energía llamados también fotones
Protones
Electrones o positrones
Al cabo de tres períodos de semidesintegración, la actividad de una muestra radiactiva será:
Seis veces menor
Dos veces menor
Ocho veces menor
Tres veces menor
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 gamma en aire
El factor de ponderación Wr:
Ninguna de las demás afirmaciones es cierta
Tiene en cuenta las diferencias de sensibilidad a la radiación de los diferentes tejidos
Tiene en cuenta las diferencias en la eficacia biológica de los diferentes tipos de radiación
Sus valores coinciden con los valores del factor wT en condiciones de equilibrio electrónico
La relación entre la unidad antigua y la del sistema internacional para la magnitud actividad es:
Ninguna de las demás afirmaciones es cierta
1 Ci = 37 MBq
1 Ci = 37 GBq
1 Ci = 10¹⁰ Bq
La dosis equivalente en órgano (Ht) y la dosis efectiva (E):
Sirven para estimar de manera razonablemente conservadora a las magnitudes operacionales
No son ciertas ninguna de las afirmaciones anteriores
Coinciden con la dosis absorbida si se dan condiciones de equilibrio electrónico en la medida
Son magnitudes limitadoras imposibles de medir en la práctica. Se estiman de manera razonablemente conservadora mediante las magnitudes operacionales
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 entre dos sucesos consecutivos
Ninguna de las anteriores
El tiempo máximo entre dos sucesos para que ambos sean detectados separadamente
La eficiencia absoluta depende de:
Las propiedades geométricas del sistema
Las propiedades intrínsecas del detector y geométricas del sistema
Las propiedades intrínsecas del detector
Las propiedades de la radiación incidente
El contador Geiger:
Da impulsos de salida con amplitudes iguales
Se puede usar para medir la energía de la radiación
Es de operación rápida
Funciona en la zona de proporcionalidad
¿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
Los monitores de tasa de exposición o dosis suelen estar basados en:
Detectores de Silicio y termoluminiscencia
Cámaras de ionización y contadores Geiger
Contadores Geiger y de centelleo
Termoluminiscencia y cámara de ionización
¿Para qué tipo de control se suelen utilizar más comúnmente los dosímetros de termoluminiscencia?
Dosimetría operacional
Dosimetría personal interna
Dosimetría ambiental
Dosimetría personal externa
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
Jamás se utilizan datos epidemiológicos
Se utilizan los datos epidemiológicos de los supervivientes de las bombas atómicas de Hiroshima y Nagasaki
Los efectos deterministas:
Son inversamente proporcionales a la dosis de radiación ionizante recibida
Se producen a medio-largo plazo tras la irradiación
Son de naturaleza somática
Se transmiten a la descendencia
La muerte del embrión (aborto espontáneo) tras exposición a radiación ionizante se produce principalmente:
Durante la etapa de organogénesis de la gestación
Al final del embarazo
Entre la semana 8 y la 15 de gestación
Durante las 2-3 primeras semanas de gestación
Señala qué medida de protección NO reduce la dosis en caso de exposición externa a la radiación:
Aumentar la distancia a la fuente
Interponer un blindaje adecuado entre la fuente y el individuo
Disminuir el tiempo de operación
Llevar un dosímetro personal de solapa
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
Las "exposiciones potenciales" son las que se producen en caso de fallo o accidente de los sistemas de seguridad y protección
Una exposición potencial es aquella en la que no se superan los límites de dosis
La limitación de dosis NO aplica a:
Trabajadores que realicen intervenciones en caso de exposiciones perdurables
Personal médico debidamente autorizado
Trabajadores mayores de edad de sexo masculino
Exposiciones por diagnóstico o tratamiento médico
Según los criterios actuales de la ICRP, 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 autorizada bajo control del Supervisor
Está permitida si existe conocimiento por parte del operador implicado
Está permitida automáticamente
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
Ocasionalmente las dosis acumuladas anuales
Las dosis mensuales y las dosis acumuladas por cada año oficial y las acumuladas durante cada periodo de 5 años
Una zona señalizada con un trébol gris azulado bordeado de puntas radiales es:
Una zona vigilada con riesgo de irradiación
Una zona controlada con riesgo de contaminación
Una zona de acceso prohibido
Una zona de permanencia limitada
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 infringido gravemente la legislación
No se ha superado el límite de dosis recomendado
Ha estado sometido a gravísimo riesgo para efectos estocásticos
Se ha superado el límite recomendado de 20 mSv/año
En zona vigilada debe estar restringido:
La permanencia continuada del trabajador expuesto
El acceso de los operadores
La permanencia continuada del público en general
El acceso a los trabajadores expuestos sin autorización especial
La seguridad en el transporte de material radiactivo se basa en:
Las instrucciones para casos de emergencia
La contratación de un seguro de cobertura de riesgos
La seguridad en el embalaje
La aprobación del CSN
Se define el índice de transporte como:
Un número que corresponde a la tasa de dosis absorbida a 1 metro del bulto medida en mGy/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 dividido por cien corresponde al nivel máximo de radiación existente a 1 m de su superficie exterior en mSv/h
Los materiales residuales con contenido radiactivo que se han desclasificado incondicionalmente:
Se podrá gestionar como un residuo no radiactivo.
Deberán manipularse con vestimenta adecuada.
Se tratarán igualmente como material radiactivo.
No podrán utilizarse en la construcción de viviendas.
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
Una instalación donde no se almacenan fuentes de neutrones es:
Una instalación de segunda categoría
Una instalación de tercera categoría
Una instalación nuclear
Una instalación de primera categoría
Las Directivas de la Unión Europea:
Son recomendaciones
Deben ser traspuestas a nuestra legislación
Son de obligado cumplimiento directamente
La UE no legisla en temas de protección radiológica
