Curso de OPERADORES DE INSTALACIONES RADIACTIVAS (IR).

Curso de OPERADORES DE INSTALACIONES RADIACTIVAS (IR). MÓDULO BÁSICO. CUESTIONES Y
PROBLEMAS.
Curso de OPERADORES de
instalaciones radiactivas (IR).
MÓDULO BÁSICO
CUESTIONES Y PROBLEMAS
Curso de OPERADORES DE INSTALACIONES RADIACTIVAS (IR). MÓDULO BÁSICO. CUESTIONES Y
PROBLEMAS.
CONTENIDOS
TEMA 1: INTRODUCCIÓN A LA RADIACIÓN. NATURALEZA Y TIPOS DE
RADIACIÓN. INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN ............................................ 2
TEMA 2: MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS ................................. 3
TEMA 3: DETECCIÓN Y MEDIDA DE LA RADIACIÓN..................................... 4
TEMA 4: DOSIMETRÍA DE LA RADIACIÓN.................................................... 5
TEMA 5. ASPECTOS GENERALES DE LA INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN
CON EL MEDIO BIOLÓGICO. ....................................................................... 6
TEMA 6: CRITERIOS GENERALES Y MEDIDAS BÁSICAS DE PROTECCIÓN
RADIOLÓGICA............................................................................................. 9
TEMA 7: PROTECCIÓN RADIOLÓGICA OPERACIONAL ............................... 12
TEMA 8: GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS Y TRANSPORTE DE
MATERIAL RADIACTIVO ............................................................................ 14
TEMA 9: LEGISLACIÓN ESPAÑOLA SOBRE INSTALACIONES RADIACTIVAS.
ASPECTOS LEGALES .................................................................................. 17
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TEMA 1: INTRODUCCIÓN A LA RADIACIÓN. NATURALEZA Y
TIPOS DE RADIACIÓN. INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN
1) Las partículas beta son:
a)
b)
c)
d)
Corpúsculos de energía llamados también fotones.
Electrones o positrones.
Neutrones.
Protones.
2) Al cabo de tres períodos de semidesintegración, la actividad de una muestra
radiactiva será:
a)
b)
c)
d)
Dos veces menor.
Tres veces menor.
Ocho veces menor.
Seis veces menor.
3) La emisión de partículas alfa o beta por una sustancia radiactiva suele ir
acompañada de emisiones de:
a)
b)
c)
d)
Radiación gamma.
Neutrones.
Electrones.
Protones.
4) Una partícula alfa está constituida por:
a)
b)
c)
d)
Cuatro protones.
Tres protones y un neutrón.
Dos protones y dos neutrones.
Tres neutrones y un protón.
5) Uno de los mecanismos de desexcitación del núcleo es la emisión de:
a)
b)
c)
d)
Rayos X de frenado.
Radiación gamma.
Rayos X característicos.
Protones.
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TEMA 2: MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS
1) La magnitud exposición hace referencia a
a)
b)
c)
d)
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.
2) La unidad de dosis absorbida en el sistema internacional es
a)
b)
c)
d)
Gray
Rad
Sievert
C/Kg
3) La relación entre la unidad especial y del Sistema Internacional para la exposición
es
a)
b)
c)
d)
1 C/Kg = 100 R
1 C/Kg = 3876 R
1 C/Kg = 1000 R
Ninguna de las respuestas anteriores.
4) La dosis equivalente en órgano (Ht) y la dosis efectiva (E)
a) Son magnitudes limitadoras imposibles de medir en la práctica. Se estiman de
manera razonablemente conservadora mediante las magnitudes
operacionales.
b) Sirven para estimar de manera razonablemente conservadora a las magnitudes
operacionales.
c) Coinciden con la dosis absorbida si se dan condiciones de equilibrio electrónico
en la medida.
d) No son ciertas ninguna de las afirmaciones anteriores.
5) Cuál de las expresiones es cierta
a)
b)
c)
d)
1mGy = 0.1 rad.
1 Gy = 100 mrad.
1 rad = 0.001 Gy.
1 Gy = 100 rem.
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TEMA 3: DETECCIÓN Y MEDIDA DE LA RADIACIÓN.
1) ¿Cuál de los siguientes dispositivos, además de dar información sobre la presencia
de radiación, puede medir su energía?
a)
b)
c)
d)
Detector
Espectróscopo
Contador
Espectrómetro
2) La eficiencia absoluta depende de:
a)
b)
c)
d)
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
3) El tiempo muerto o tiempo de resolución de un sistema de detección es:
a) El tiempo mínimo entre dos sucesos para que ambos sean detectados
separadamente
b) El tiempo máximo entre dos sucesos para que ambos sean detectados
separadamente
c) El tiempo entre dos sucesos consecutivos
d) Ninguna de las anteriores
4) El contador Geiger:
a)
b)
c)
d)
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
5) Un cristal luminiscente:
a)
b)
c)
d)
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 de las anteriores
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TEMA 4: DOSIMETRÍA DE LA RADIACIÓN
1) La dosimetría personal consta de:
a)
b)
c)
d)
Vigilancia del ambiente de trabajo y dosimetría externa
Dosimetría operacional y dosimetría interna
Dosimetría externa e interna
Dosimetría externa y dosimetría operacional
2) ¿Para qué tipo de control se suelen utilizar más comúnmente los dosímetros de
termoluminiscencia?
a)
b)
c)
d)
Dosimetría personal interna
Dosimetría personal externa
Dosimetría operacional
Dosimetría ambiental
3) Los monitores de tasa de exposición o dosis suelen estar basados en:
a)
b)
c)
d)
Cámaras de ionización y contadores Geiger
Contadores Geiger y de centelleo
Termoluminiscencia y cámara de ionización
Detectores de Silicio y termoluminiscencia
4) ¿Qué tipo de detectores se usan para medir neutrones rápidos?
a)
b)
c)
d)
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
5) ¿Con qué frecuencia se registran los informes de dosis de los trabajadores de
categoría B?
a)
b)
c)
d)
Anualmente
Semestralmente
Cada cinco años
Las tres anteriores conjuntamente
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TEMA 5. ASPECTOS GENERALES DE LA INTERACCIÓN DE LA
RADIACIÓN CON EL MEDIO BIOLÓGICO.
1) ¿Cuándo se considera que una célula ha perdido su integridad reproductiva?
a)
b)
c)
d)
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.
2) De las siguientes moléculas que pueden ser dañadas como consecuencia de la
exposición a radiación ¿Cuál es la que tiene mayores consecuencias biológicas?
a)
b)
c)
d)
Los ácidos grasos.
El ADN (ácido desoxirribonucleico).
Las vitaminas.
Las proteínas.
3) La radiosensibilidad celular en general es:
a)
b)
c)
d)
Dependiente del tamaño de la célula
Proporcional al diámetro del núcleo.
Dependiente del grado de diferenciación celular.
Independiente de la fase del ciclo celular.
4) Los efectos estocásticos se relacionan con:
a)
b)
c)
d)
Las alteraciones del citoplasma de la célula.
La letalidad celular.
La esterilidad.
Las mutaciones en el material genético.
5) Los efectos deterministas se relacionan con:
a)
b)
c)
d)
La letalidad celular.
La aparición de cáncer.
Las mutaciones cromosómicas.
El desarrollo de células tumorales.
6) Los efectos estocásticos hereditarios se caracterizan porque:
a)
b)
c)
d)
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.
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7) ¿Qué población celular de las citadas es más radiorresistente?
a)
b)
c)
d)
Población con capacidad de automantenimiento.
Población con alta capacidad de división.
Población en tránsito.
Población altamente diferenciada.
8) ¿Cuál de los siguientes síndromes se produce con dosis más bajas de radiación?
a)
b)
c)
d)
Síndrome gastrointestinal.
Síndrome de la médula ósea.
Síndrome del sistema nervioso central.
El que afecta al tejido muscular.
9) ¿En qué periodo del desarrollo es el embrión más susceptible para que se induzcan
anomalías congénitas por efecto de las radiaciones?
a)
b)
c)
d)
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.
10) La ICRP para estimar el riesgo de efectos estocásticos a dosis bajas de radiación
considera que:
a) Existe una dosis umbral para efectos estocásticos por debajo de la cual éstos
nunca se producirán.
b) Existe una relación lineal con la dosis y no existe dosis umbral.
c) Existe una relación cuadrática con la dosis y un umbral de dosis.
d) No existe dosis umbral, siendo el efecto dependiente del cuadrado de la dosis
recibida.
11) Los efectos estocásticos:
a) son proporcionales a la dosis de radiación ionizante recibida.
b) la probabilidad de que tengan lugar aumenta con la dosis de radiación
ionizante recibida.
c) son más graves cuanto mayor es la dosis de radiación ionizante recibida
d) se producen a corto plazo tras la irradiación.
12) Los efectos deterministas
a)
b)
c)
d)
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.
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13) La muerte del embrión (aborto espontaneo) tras exposición a radiación ionizante
se produce principalmente:
a)
b)
c)
d)
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.
14) Para la estimación del riesgo de cáncer asociado a exposición a radiación ionizante:
a) se utilizan los datos de inducción de cáncer en animales de laboratorio
b) se utilizan los datos epidemiológicos de los pacientes sometidos a radioterapia.
c) se utilizan los datos epidemiológicos de los supervivientes de las bombas
atómicas de Hiroshima y Nagasaki.
d) jamás se utilizan datos epidemiológicos.
15) La magnitud utilizada en el caso de efectos deterministas:
a)
b)
c)
d)
dosis efectiva
dosis equivalente
dosis recibida
dosis absorbida
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TEMA 6: CRITERIOS GENERALES Y MEDIDAS BÁSICAS DE
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
1) El número máximo de personas expuestas a radiaciones ionizantes en una
instalación radiactiva:
a)
b)
c)
d)
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.
2) Las personas que participen en operaciones que impliquen exposiciones de
emergencia:
a)
b)
c)
d)
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.
3) 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:
a) Está autorizada bajo control del Supervisor.
b) Está permitida automáticamente.
c) Está permitida si su recepción está justificada y la operación que da lugar a la
misma ha sido perfeccionada para hacerla lo mejor posible.
d) Está permitida si existe conocimiento por parte del operador implicado.
4) La limitación de dosis NO aplica a:
a)
b)
c)
d)
trabajadores que realicen intervenciones en caso de exposiciones perdurables.
trabajadores mayores de edad de sexo masculino.
exposiciones por diagnóstico o tratamiento médico.
personal médico debidamente autorizado.
5) Señala qué medida de protección NO reduce la dosis en caso de exposición externa
a la radiación:
a)
b)
c)
d)
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.
6) El Sistema de Protección radiológica establece que una “práctica” es:
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a) Una actividad que supone la exposición de las personas como consecuencia
exclusivamente de su diagnóstico o tratamiento médico
b) Una actividad que aumenta la exposición global a la radiación al introducir
nuevas fuentes o modificar las vías de exposición al hombre
c) Una actividad que reduce la exposición global de los trabajadores expuestos.
d) Una actividad que reduce el número máximo de individuos expuestos a la
radiación
7) Los límites de dosis representan
a) la diferencia entre una situación segura y una peligrosa
b) Un control para asegurar que ningún individuo sea expuesto a un riesgos de
irradiación considerados inaceptables en circunstancias normales
c) Son valores que se establecen aun sabiendo que las dosis que reciban los
trabajadores no están justificadas
d) Representan los valores que garantizan la justificación de una práctica
radiológica
8) Si un trabajador expuesto recibe una dosis debida a una exposición ocupacional,
estamos hablando de una exposición que
a) Se produce durante el desarrollo del trabajo con fuentes radiactivas
artificiales o naturales incrementadas por acción humana.
b) Se produce durante el desarrollo del trabajo con fuentes naturales de radiación
c) Se produce durante la exposición debida a un tratamiento médico
d) Se produce durante la exposición debida a una situación de emergencia
9) Qué afirmación es la correcta
a)
b)
c)
d)
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
10) Los límites de dosis representan los requisitos para asegurar una protección
adecuada y por tanto:
a) representan los valores superiores de dosis que pueden recibir los trabajadores
expuestos
b) 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.
c) Para la dosis efectiva tienen un valor de 100 mSv en un período de 5 años
oficiales, no superando 50 mSv en un año.
d) En el caso de un trabajador expuesto, el límite para la dosis efectiva tiene un
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valor de 100 mSv en un período de 5 años oficiales, no superando 50 mSv en
un año.
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TEMA 7: PROTECCIÓN RADIOLÓGICA OPERACIONAL
1) En la legislación española se define como zona controlada aquella en la que:
a)
b)
c)
d)
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.
2) En zona vigilada debe estar restringido:
a)
b)
c)
d)
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.
3) Una zona señalizada con un trébol gris azulado bordeado de puntas radiales es:
a)
b)
c)
d)
Una zona controlada con riesgo de contaminación.
Una zona vigilada con riesgo de irradiación.
Una zona de permanencia limitada.
Una zona de acceso prohibido.
4) En una instalación radiactiva de tercera categoría, los trabajadores expuestos:
a)
b)
c)
d)
Deben usar siempre un dosímetro personal.
No precisan control médico periódico.
No pueden trabajar con fuentes de neutrones.
No pueden trabajar con emisores alfa.
5) 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:
a)
b)
c)
d)
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.
6) En el historial dosimétrico correspondiente a personas de la categoría A se
registrarán:
a) Únicamente las dosis mensuales y las acumuladas cada 5 años.
b) Obligatoriamente las dosis semanales, mensuales y anuales.
c) Las dosis mensuales y las dosis acumuladas por cada año oficial y las
acumuladas durante cada periodo de 5 años.
d) Ocasionalmente las dosis acumuladas anuales.
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7) La vigilancia dosimétrica de los trabajadores expuestos:
a) deberá realizarse mensualmente o anualmente dependiendo de la clasificación
del trabajador expuesto
b) deberá realizarse con periodicidad no superior a un mes para la dosimetría
externa por entidades autorizadas por el CSN
c) no es obligatoria para los trabajadores de categoría B.
d) deberá realizarse por entidades autorizadas por el Ministerio de Sanidad y
Consumo con una periodicidad mensual para los trabajadores de categoría A.
8) Un área donde la dosis equivalente anual estimada para un trabajador expuesto
sea de 9 mSv, debe ser clasificada como:
a)
b)
c)
d)
Vigilada.
De permanencia limitada.
Controlada.
De acceso prohibido.
9) El personal expuesto de categoría B
a)
b)
c)
d)
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.
10) Para estimar el conjunto de dosis recibidas por un trabajador expuesto en una
instalación radiactiva, no se tendrán en cuenta las recibidas:
a)
b)
c)
d)
en otras instalaciones radiactivas
en exámenes o tratamientos médicos
en operaciones no rutinarias
en cualquier circunstancia siempre que no se superen los límites establecidos
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TEMA 8: GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS Y TRANSPORTE
DE MATERIAL RADIACTIVO
1) Los residuos radiactivos sólidos que contienen exclusivamente radionucleidos de
período corto:
a) Serán evacuados inmediatamente con los residuos que contienen
radionucleidos de período largo.
b) Deben almacenarse hasta que su actividad haya disminuido y se puedan
evacuar sin riesgo con los residuos corrientes.
c) Pueden evacuarse sin más con los residuos corrientes no radiactivos.
d) Pueden evacuarse únicamente con autorización previa del Consejo de
Seguridad Nuclear.
2) Se define el índice de transporte como:
a) La tasa de dosis equivalente a 1 metro del bulto medida en mSv/h
b) un número que dividido por cien corresponde al nivel máximo de radiación
existente a 1 m de su superficie exterior en mSv/h
c) La tasa de exposición a 1 metro del bulto medida en mR/h
d) un número que corresponde a la tasa de dosis absorbida a 1 metro del bulto
medida en mGy/h
3) Si se recibe un paquete radiactivo, señalizado con una etiqueta II-amarilla, cuyo
índice de transporte es 0,5, significa:
a)
b)
c)
d)
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.
4) Los materiales residuales con contenido radiactivo que se han desclasificado
incondicionalmente:
a)
b)
c)
d)
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.
5) En cada etiqueta fijada a un bulto radiactivo debe figurar obligatoriamente:
a)
b)
c)
d)
La fecha de embalaje.
La actividad.
El destino del bulto.
El peso bruto.
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6) La seguridad en el transporte de material radiactivo se basa en
a)
b)
c)
d)
las instrucciones para casos de emergencia
la aprobación del CSN
la seguridad en el embalaje
la contratación de un seguro de cobertura de riesgos
7) ¿Existe algún requisito para las empresas de transporte de sustancias nucleares y
de material radiactivo?
a) 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
b) Estas empresas deberán estar en posesión de un carné especial emitido por el
CSN
c) No necesitan ningún requisito especial
d) Deben contar con un supervisor de instalaciones radiactivas y varios
operadores.
8) Se considera residuo de baja actividad a aquellos que
a) Debido a su contenido radiactivo, generan calor
b) Su decaimiento requiere de largos periodos tiempo lo que dificulta el control
de las instituciones
c) Requieren blindajes para su manipulación y transporte
d) Aquellos que normalmente no requieren blindajes para su manipulación
9) residuos de muy baja actividad (RBMA) son aquellos que
a) 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.
b) Contienen radionucleidos en concentraciones muy bajas, lo que permite que,
en determinadas condiciones, puedan ser gestionadas como residuos
convencionales.
c) 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
d) Contienen concentraciones elevadas de radionucleidos de vida corta y media y
concentraciones considerables de radionucleidos de vida larga
10) 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?
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a)
b)
c)
d)
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
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TEMA 9: LEGISLACIÓN ESPAÑOLA SOBRE INSTALACIONES
RADIACTIVAS. ASPECTOS LEGALES
1) Entre las funciones del CSN se encuentra:
a) emitir informes preceptivos en materias diversas
b) informar a los supervisores y operadores de sus competencias
c) conceder autorizaciones para la puesta en marcha de instalaciones nucleares y
radiactivas
d) garantizar la seguridad en las instalaciones radiactivas
2) Una instalación donde se almacenan fuentes de neutrones es:
a)
b)
c)
d)
una instalación de primera categoría
una instalación de segunda categoría
una instalación de tercera categoría
una instalación nuclear
3) Las licencias de operador de instalación radiactivas con fines científicos, médicos
agrícolas e industriales:
a)
b)
c)
d)
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
4) Un Servicios de Protección Radiológica propio (SPR)
a) debe incluirse como servicio propio para cualquier práctica que incluya
radiaciones ionizantes
b) debe estar debidamente autorizadas por el CSN
c) no requiere autorización
d) se autorizará solamente para las instalaciones nucleares y del ciclo de
combustible, así como para las instalaciones radiactivas de primera categoría.
5) 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:
a)
b)
c)
d)
abandonar la instalación.
detener el funcionamiento de la instalación.
comunicar la alteración al Consejo de Seguridad Nuclear.
solicitar instrucciones del Titular de la instalación.
6) Quién debe firmar el Diario de Operación:
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PROBLEMAS.
a)
b)
c)
d)
el titular
el supervisor
el operador
el supervisor o el operador
7) La evacuación de efluentes radiactivos al medio ambiente:
a)
b)
c)
d)
siempre debe estar autorizada por el Ministerio y el CSN
puede hacerse libremente si la actividad está por debajo del valor de exención
basta con una comunicación al CSN
está prohibido en cualquier caso
8) Las Directivas de la Unión Europea:
a)
b)
c)
d)
son de obligado cumplimiento directamente
deben ser traspuestas a nuestra legislación
son recomendaciones
La UE no legisla en temas de protección radiológica
9) Los operadores deben cumplir:
a)
b)
c)
d)
con las instrucciones del supervisor
con lo indicado en el Reglamento de Funcionamiento
con los condicionados establecidos en las especificaciones técnicas
todas las anteriores son ciertas
10) La renovación de una licencia de operador
a)
b)
c)
d)
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 Ministerios dos meses antes de que caduque
IR-OP-BA_CP
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