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Worksheetsproteccion 2
Total questions: 45
Worksheet time: 23mins
Las siglas ICRU hacen referencia a:
Comisión Internacional de Protección Radiológica
Instituto de Certificación en Radiación Universal
Comisión Internacional de Unidades y Medidas de la Radiación
Instituto de Control y Regulación de la Unidad Radiológica
El primer estudio para determinar niveles de radiación aceptables y definir magnitudes y unidades de dosis
se realizó en:
1922
1822
2002
1992
Las siglas ICRP hacen referencia a:
Comisión Internacional de Protección Radiológica
Instituto de Certificación en Radiación Universal
Comisión Internacional de Unidades y Medidas de la Radiación
Instituto de Control y Regulación de la Unidad Radiológica
La Comisión Internacional de Protección Radiológica:
Es el único organismo en España que tiene competencias en materia de protección radiológica
Se encarga de formular directrices y recomendaciones en las que se apoyan otros organismos para
establecer las normas nacionales de obligado cumplimiento
Se encarga de supervisar la producción de materiales radiactivos para aplicaciones industriales
Fue creada en el año 1925 para establecer reglamentos para el uso de radiaciones ionizantes en
agricultura
El único organismo en España con competencias para regular, supervisar y controlar la protección
radiológica en todas las áreas es:
El Consejo de Seguridad Nuclear (CSN)
El Banco Dosimétrico Nacional (BDN)
El Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas (CIEMAT)
El Ministerio de Sanidad
Señala la afirmación FALSA sobre el principio ALARA:
Sus siglas hacen referencia a que se debe mantener la dosis de radiación tan baja como sea
razonablemente posible
Fue formulado en la década de los 60 por la Comisión Internacional de Protección Radiológica
Busca evitar exposiciones innecesarias teniendo en cuenta el tiempo de exposición, la distancia y la
presencia o no de blindajes
Prioriza la rentabilidad económica sobre la seguridad radiológica
La actividad (A), medida en becquerel (Bq), es un ejemplo de:
Magnitud dosimétrica
Magnitud de radioprotección o limitadora
Magnitud y unidad utilizadas en radiactividad
Coeficiente de interacción de la materia
Para cuantificar las dosis de radiación absorbidas y su distribución en un material o medio expuesto a una
radiación ionizante utilizaremos:
Magnitudes de radiactividad
El periodo de semidesintegración
Magnitudes dosimétricas
La dosis efectiva
Señala cuál de las siguientes es una magnitud que mide el efecto biológico de las radiaciones atendiendo
tanto a la naturaleza de la radiación como a la del tejido irradiado:
Kerma
Dosis efectiva
LET
Dosis absorbida
Señala cuál de las siguientes magnitudes dosimétricas se utiliza para medir radiaciones que no poseen
carga eléctrica:
Dosis equivalente
Kerma
Dosis efectiva
Cema
Magnitud utilizada para medir la cantidad de ionización producida en un volumen de aire por la radiación
incidente:
Exposición
Kerma
Dosis absorbida
Dosis efectiva
La exposición (X) se mide en:
Sievert
Gray
Röntgen
Segundos
La magnitud utilizada como medida de la energía cinética transferida por una radiación ionizante a un
material o medio por unidad de masa:
Kerma (K)
Dosis absorbida (D)
Transferencia lineal de energía (LET)
Dosis efectiva (E)
Señala la afirmación FALSA en relación con el Kerma:
Evalúa el efecto de radiaciones ionizantes con carga, es decir, partículas α o β
Se mide en grays
Las siglas son el acrónimo de “kinetic energy release per unit mass”
Es una medida de la energía cinética liberada por unidad de masa
El Kerma se mide en:
Culombios/Kilogramo
Gray
Sievert
Kilojulios/gramo
El gray:
Es una unidad de medida que se simboliza como Sv
Es la unidad de medida de la dosis efectiva
Es una unidad equivalente a un julio por kilogramo
Está corregido por los efectos biológicos de las radiaciones
La medida de la energía depositada en un material o medio por unidad de masa es la:
Dosis equivalente
Dosis absorbida
Dosis efectiva
Kerma
La dosis absorbida de radiación:
Se representa con la letra E
Se mide en sievert (Sv)
No informa directamente sobre los efectos biológicos
Incluye factores de ponderación del tipo de radiación y del órgano
Señala la afirmación verdadera en relación con la transferencia lineal de energía (LET):
Las partículas α tienen bajos valores de LET, por lo que son capaces de atravesar grandes espesores
de materiales antes de detenerse
Es una magnitud relacionada con la capacidad de penetración de la radiación y la cantidad de dosis
que deposita en el medio que atraviesa
El valor de LET no depende del tipo de radiación
La radiación electromagnética tiene un alto valor de LET, por lo que deposita su energía rápidamente
en una región pequeña del medio
Las partículas α:
Depositan su energía lentamente, por lo que son capaces de atravesar grandes espesores
Presentan una ratio energía/longitud menor que las partículas β
Depositan toda su energía rápidamente, por lo que su factor de ponderación es alto
Sólo son frenadas si empleamos grandes espesores de plomo
Los límites de exposición para los trabajadores expuestos y para el público en general se expresan en:
Sievert
Gray
Röntgen
Todas las afirmaciones son correctas
La Eficacia Biológica Relativa (EBR) de la radiación es el cociente entre la dosis de una radiación escogida
como referencia y la dosis de radiación problema necesaria para producir el mismo efecto biológico. Por
tanto, si el valor de EBR es menor que 1, ¿qué indica esto sobre la radiación problema?:
La radiación problema es menos lesiva que la radiación de referencia
La radiación problema es más lesiva que la radiación de referencia
La EBR mide la energía total depositada en un material irradiado
La EBR es independiente del tipo de radiación empleada
Señala la afirmación FALSA en relación con la dosis equivalente en un órgano:
Es una magnitud limitadora dado que tiene en cuenta los efectos biológicos
Es el valor promedio de la dosis absorbida de radiación en un órgano ponderada por un valor que tiene
en cuenta el tipo de radiación
El factor de ponderación de la radiación considera la capacidad de daño relativo que tiene cada tipo de
radiación en un tejido u órgano específico
Se mide en grays
Los efectos deterministas de la radiación:
No presentan un valor umbral, por lo que pueden aparecer con dosis muy bajas de radiación
Presentan una relación lineal dosis-efecto: a mayor dosis, mayor efecto
Son probabilísticos
Todas las respuestas son correctas
La dosis efectiva:
No es utilizada para establecer los límites de exposición de los trabajadores a las radiaciones ionizantes
Se mide en grays
Se calcula ponderando la dosis absorbida según el tipo de radiación y la radiosensibilidad de los
órganos o tejidos
Mide la cantidad de energía de radiación depositada por unidad de masa en un objeto o tejido expuesto
a la radiación
La dosis efectiva:
Se representa con la letra D
Es la dosis absorbida por un órgano multiplicada por el factor de ponderación de la radiaciónv
Refleja el riesgo general de daño biológico causado por la radiación en todo el cuerpo
Se utiliza para la vigilancia ambiental
Señala cuáles son los órganos más radiosensibles a la radiación:
Médula, colon, pulmón, estómago y mamas
Testículos y ovarios
Tiroides, esófago, vejiga e hígado
Cerebro, piel y glándulas salivales
Las magnitudes utilizadas para la vigilancia de área e individual se denominan:
Magnitudes radiométricas
Magnitudes operacionales
Magnitudes de radiactividad
Magnitudes fundamentales
La vigilancia ambiental consiste en:
Medir las dosis que recibe un trabajador expuesto a radiaciones ionizantes mediante dosímetros
personales
Medir las dosis de radiación recibidas por un paciente en tratamiento con radioterapia
Medir las dosis recibidas en un lugar para estimar las dosis recibidas por las personas que transitaron
por él
Ninguna de las respuestas es correcta
Señala la afirmación FALSA en relación con la dosis equivalente ambiental:
Es una medida de vigilancia de área
Se mide en sievert
Tiene en cuenta el ángulo de incidencia de la radiación
Se utiliza para medir la radiación en zonas residenciales, áreas de trabajo o entornos naturales
Para radiaciones muy penetrantes, se utiliza un valor de profundidad (d) de:
10 m
7 mm
3 mm
10 mm
El funcionamiento de los detectores de neutrones:
Se basa en la fosforescencia estimulada por calentamiento
Se basa en la producción de pares-hueco en el material
Se basa en la ionización del gas
Se basa en la conversión de los neutrones en partículas cargadas
Señala la afirmación verdadera en relación con la detección de radiación de neutrones:
Los neutrones se detectan de manera directa con un contador Geiger-Müller
Los neutrones se detectan de manera directa con un contador proporcional ya que poseen carga
positiva
Los neutrones se detectan de manera indirecta recurriendo a reacciones nucleares de choque para
generar partículas cargadas
Las respuestas a) y b) son correctas
Señala la afirmación FALSA en relación con el control dosimétrico:
Se realiza únicamente a nivel personal, mediante la medición de las equivalentes de dosis personal
Se realiza para prevenir o limitar los efectos adversos derivados de la exposición a radiaciones
ionizantes
Se realiza a tres niveles: ambiental, de área y personal
Contempla diferentes metodologías para medir la radiación en función del tipo de exposición
Señala la afirmación verdadera en relación con la dosimetría radiológica ambiental:
Mide exclusivamente la dosis absorbida por el aire y el suelo
Se realiza en las zonas de trabajo de los trabajadores expuestos, como la sala de rayos X
Las mediciones se registran con dosímetros personales
Se realiza en áreas accesibles al público general, como los alrededores de una central nuclear
La clasificación de las zonas de trabajo en un hospital mediante la dosis equivalente ambiental es un
ejemplo de:
Dosimetría radiológica ambiental
Dosimetría radiológica de área
Dosimetría personal
Todas las respuestas son correctas
La dosimetría personal interna:
Se basa en el registro de las equivalentes de dosis personal mediante dosímetros personales
Se basa en el registro de la dosis equivalente ambiental
Se basa en el registro de la dosis efectiva mediante contadores de radiactividad corporal
Se basa en el registro de la dosis absorbida mediante contadores de radiactividad corporal
Señala qué característica debe cumplir un dosímetro personal:
Tamaño pequeño
Sensible en amplios rangos de dosis
Detectar tanto radiaciones electromagnéticas como de partículas
Todas las respuestas son correctas
Los dosímetros personales más utilizados son:
Termoluminiscentes
De ionización gaseosa
De centelleo
Semiconductores
Los dosímetros personales pasivos:
Se colocan por encima del delantal plomado, en caso de llevarlo
Requieren una fuente de alimentación, como las pilas
Registran los valores de dosis superficial y en profundidad
Permiten activar alarmas si se superan los valores límite
Los dosímetros personales activos:
Son detectores termoluminiscentes
Son los más utilizados porque pesan poco
Integran la dosis recibida en su estructura y se cuantifican tras la lectura del dosímetro
Permiten activar alarmas ya que detectan la tasa de dosis en cada momento
Señala la afirmación correcta en relación con el Real Decreto 1029/2022, de 20 de diciembre, por el que
se aprueba el Reglamento sobre protección de la salud contra los riesgos derivados de la exposición a las
radiaciones ionizantes:
El historial dosimétrico de los trabajadores expuestos debe estar archivado hasta que el trabajador
haya alcanzado 30 años de trabajo
Los trabajadores de categoría A están obligados a registrar únicamente las dosis mensuales a las que
están expuestos
El historial dosimétrico de los trabajadores expuestos debe estar archivado hasta que el trabajador
haya alcanzado los 65 años
El historial dosimétrico individual no tiene por qué estar a disposición del propio trabajador en todo
momento
El responsable de protección radiológica de una instalación debe:
Clasificar a los trabajadores en función del riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes
Clasificar a los trabajadores en función de la edad
Recoger mensualmente los dosímetros personales de sus trabajadores
Las respuestas a) y b) son correctas
El portador de un dosímetro personal debe:
Entregarlo diariamente para registrar las dosis
Usarlo incluso fuera del horario laboral para una monitorización continua
Compartirlo con un compañero de trabajo en caso de que éste lo haya extraviado
Entregarlo mensualmente
Los historiales dosimétricos individuales:
Se archivan en el Banco Dosimétrico Nacional, que pertenece al Consejo de Seguridad Nuclear
Se archivan en la unidad a la que corresponde el trabajador
Se archivan en el Banco Dosimétrico Nacional, que pertenece al Ministerio de Sanidad
Son archivados por los propios trabajadores en su ordenador personal
