g nuclear - cnenappasp.cnen.gov.br/seguranca/normas/pdf/glossario_espanhol.pdf · el presente...

Glosario de Seguridad

Nuclear

Febrero 2012

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Publicacioacuten Comissatildeo Nacional de Energia Nuclear ndash CNEN Divisatildeo de Normas ndash DINOR Direccioacuten Rua General Severiano 90 - Botafogo Rio de Janeiro - RJ - Brasil CEP 22290-901 Correo Electroacutenico dinorcnengovbr Teleacutefono 55 (21) 2173-2380 Fax 55 (21) 2173-2383 httpwwwcnengovbr

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Sumario

1 Objetivo 5

2 Aacutembito 5

3 Metodologiacutea 6

4 Teacuterminos y Definiciones 7

A 7

B 12

C 16

CH 19

D 19

E 23

F 29

G 30

H 31

I 31

J 35

K 36

L 36

LL 37

M 37

N 41

Ntilde 42

O 42

4

P 44

Q 47

R 47

S 50

T 53

U 54

V 55

W 56

X 56

Y 56

Z 56

5 Siglas 58

6 Apeacutendices Magnitudes y Unidades de Radiacioacuten Ionizante

61

Cuadro 1 Magnitudes de Radioactividad 61

Cuadro 2 Magnitudes Radiomeacutetricas 62

Cuadro 3 Coeficientes de Interaccioacuten 63

Cuadro 4 Magnitudes Dosimeacutetricas 64

Cuadro 5 Magnitudes Limitantes Utilizadas en Proteccioacuten Radioloacutegica para Radiacioacuten Externa

64

Cuadro 6 Magnitudes Operacionales de Proteccioacuten Radioloacutegica (ICRU 47 y 51)

65

Cuadro 7 Magnitude de Proteccioacuten Radioloacutegica para Dosimetriacutea Interna

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Glosario de Seguridad Nuclear

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1 - Objetivo

Bajo las Leyes 411862 618974 y 778189 cabe a la CNEN emitir directivas especiacuteficas para la seguridad nuclear y proteccioacuten radioloacutegica y establecer normas de seguridad para minimizar los riesgos asociados con el uso de las radiaciones ionizantes para fines paciacuteficos lo que contribuye la proteccioacuten del medio ambiente la poblacioacuten en general y la salud de los trabajadores en la industria nuclear El presente glosario se ha elaborado con el objetivo de establecer una normalizacioacuten de los teacuterminos teacutecnicos relativos a la seguridad nuclear y proteccioacuten radioloacutegica utilizados en las normas nucleares brasilentildeas y otras publicaciones de la CNEN El glosario se ha traducido para el espantildeol para aumentar la comprensioacuten sobre la terminologiacutea en seguridad nuclear adoptada en el Brasil y facilitar el intercambio de informacioacuten en foros internacionales

2 - Aacutembito Este Glosario de Seguridad Nuclear se centra en los principales teacuterminos utilizados especiacuteficamente en las aacutereas de seguridad nuclear y proteccioacuten radioloacutegica Algunas categoriacuteas generales de los teacuterminos no estaacuten incluiacutedas en este Glosario (excepto cuando hay una explicacioacuten especiacutefica que deba hacerse sobre un teacutermino en particular) Ellas son a) los teacuterminos baacutesicos de radiacioacuten y fiacutesica nuclear b) la terminologiacutea especializada en otras aacutereas que no pertenecen a la de seguridad y proteccioacuten (por ejemplo geologiacutea meteorologiacutea y medicina) Esta terminologiacutea puede ser utilizada en el contexto de proteccioacuten y seguridad pero la definicioacuten de esos teacuterminos se deja a publicaciones especiacuteficas de estas aacutereas y c) la terminologiacutea muy especializada de un aacuterea particular de proteccioacuten y seguridad (por ejemplo la terminologiacutea detallada de dosimetriacutea y de evaluacioacuten de seguridad) Si necesario esta terminologiacutea puede ser definida en las publicaciones especializadas donde sea pertinente Por otra parte en la medida de lo posible las definiciones son simples objetivas y de caraacutecter general tanto como sea posible sin hacer referencia a una instalacioacuten o situacioacuten especiacutefica Se evitoacute mantener la recurrencia a otros teacuterminos y la referencia a cualquier criterios normativos que deben estar presentes en el cuerpo de normas Cada teacutermino se refiere a su versioacuten en espantildeol Este glosario no pretende agotar todos los teacuterminos a que objetivo se refiere Nuevos teacuterminos cuando sea necesario seraacuten introducidos en las revisiones anuales Las siglas y acroacutenimos de uso comuacuten en las normas estaacuten indicados en el capiacutetulo 5 La relacioacuten de magnitudes y unidades de radiacioacuten ionizante la cual fue elaborada por LNMRI IRD se presenta en el anexo


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3 - Metodologiacutea

Ademaacutes de la legislacioacuten pertinente y las normas nucleares de la CNEN los documentos relacionados a continuacioacuten formaron la base para la elaboracioacuten de este glosario

1) Vocabulaacuterio Internacional de Termos Fundamentais e Gerais de Metrologia Portaria INMETRO nordm029 de 1995

2) Grandezas e Unidades para Radiaccedilatildeo Ionizante LNMRIIRD 2002 3) Safety Glossary - Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection IAEA

2007 edition 4) NRC Full Text Glossary US Nuclear Regulatory Commission 5) Recommendations of the ICRP - Publication n 60 ICRP 1990 6) Glossaacuterio editado por Furnas Centrais Eleacutetricas S A 1980 7) Plano de Emergecircncia Local (PEL) da Central Nuclear Almirante Aacutelvaro Alberto

La DRS ha contratado la Sra Miriam Diacuteas Pacheco Maestra de Ciencias para desarrollar este glosario La metodologiacutea utilizada fue

a) compilacioacuten de teacuterminos existentes en las normas nucleares brasilentildeas En esta etapa se observoacute que un mismo teacutermino se define de maneras diferentes en las distintas normas

b) comparacioacuten con los teacuterminos de las referencias citadas para armonizar las definiciones c) seleccioacuten de teacuterminos que deben incluirse o excluirse en virtud de la finalidad y el alcance

establecido

La versioacuten 2012 fue revisada por la DINOR y incorporoacute los comentarios provenientes de las comisiones de estudios de las normas nucleares en marcha Se pretende que el texto aquiacute presentado sea objeto de anaacutelisis oportuno y continuado Los comentarios pueden enviarse a traveacutes del correo electroacutenico dinorcnengovbr


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4 ndash Teacuterminos y Definiciones

AA

01) Accidente - cualquier evento no intencional incluidos los errores de operacioacuten y fallas de equipos cuyas consecuencias reales o potenciales son relevantes desde el punto de vista de la proteccioacuten radioloacutegica y la seguridad nuclear (pt-BR Acidente)

02) Accidente con dantildeos al nuacutecleo - accidente que excede las bases de disentildeo y que implica una degradacioacuten significativa de los elementos combustibles (pt-BR Acidente com danos ao nuacutecleo)

03) Accidentes de peacuterdida de refrigerante (del reactor) - accidentes postulados causados por rupturas en las fronteras del sistema primario de refrigeracioacuten y que resulten en peacuterdida de refrigerante del reactor a una tasa maacutes grande que la capacidad de reposicioacuten del sistema (pt-BR Acidente de perda de refrigerante (do reator))

04) Accidente postulado - accidente considerado admisible para fines de anaacutelisis con el objetivo de establecer las condiciones de seguridad que puedan prevenir los accidentes o minimizar sus consecuencias (pt-BR Acidente postulado)

05) Accioacuten protectora - accioacuten adoptada durante una intervencioacuten a fin de reducir o evitar las dosis que se podriacutea recibir en las situaciones de exposicioacuten de emergencia o de exposicioacuten croacutenica (pt-BR Accedilatildeo protetora)

06) Accioacuten remediadora - accioacuten adoptada durante una intervencioacuten en campos de radiacioacuten existentes a fin de reducir las dosis (pt-BR Accedilatildeo remediadora)

07) Activacioacuten - proceso de produccioacuten de un radioisoacutetopo por el bombardeo de un elemento estable con neutrones o protones (pt-BR Ativaccedilatildeo)

08) Actividad - veacutease el anexo sobre Magnitudes y Unidades de Radiacioacuten Ionizante (pt-BR Atividade)


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09) Actividad especiacutefica - actividad de un radionucleido por unidad de masa del mismo En el caso de un material en el cual los radionucleidos se distribuyen uniformemente es la actividad por unidad de masa del material Veacutease el anexo sobre Magnitudes y Unidades de Radiacioacuten Ionizante (pt-BR Atividade especiacutefica)

10) Actividades nucleares - actividades humanas tales como se define en la Constitucioacuten Federal en relacioacuten con la explotacioacuten de servicios y instalaciones nucleares de cualquier tipo con el monopolio estatal sobre investigacioacuten mineriacutea con el enriquecimiento y con el reprocesamiento con la industrializacioacuten y con el comercio de mineral nuclear y sus derivados (pt-BR Atividades nucleares)

11) Actividades que influyen en la calidad - actividades tales como proyecto adquisicioacuten fabricacioacuten construccioacuten montaje instalacioacuten ensayostests operacioacuten mantenimiento reparaciones recarga modificaciones e inspecciones cuya aplicacioacuten debe hacerse en el contexto de garantiacutea de la calidad (pt-BR Atividades que influem na qualidade)

12) Acuerdo de salvaguardias - acuerdo para la aplicacioacuten de salvaguardias firmado entre la OIEA y un paiacutes o grupo de paiacuteses y en algunos casos un organismo regional o multilateral como Euratom y ABACC debido a un acuerdo bilateral o multilateral o en funcioacuten de la peticioacuten de un paiacutes (pt-BR Acordo de salvaguardas)

13) Afericioacuten - veacutease Calibracioacuten (pt-BR Afericcedilatildeo)

14) Alerta - situacioacuten que se configura en el instante que se verifica en la instalacioacuten a) una condicioacuten inicial que indique la degradacioacuten real o probable

en el nivel de seguridad

b) la constatacioacuten o la previsioacuten de que hubo o probablemente habraacute fuga o descarga no programada de cantidades no significativas de material radiactivo pero sin poner en riesgo la salud de las personas en el interior o el exterior de la instalacioacuten (pt-BR Alerta)

15) Almacenamiento de material radiactivo o de desechos radiactivos - confinamiento de material radiactivo o de desechos radiactivos durante un determinado periacuteodo de tiempo (pt-BR


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Armazenamento de material radioativo ou de rejeitos)

16) Alteracioacuten teacutecnica ndash cualquier modificacioacuten de elementos de la instalacioacuten para la cual la CNEN ya ha concedido licencia de construccioacuten o autorizacioacuten para operacioacuten inicial o permanente y que implique problemas de seguridad no evaluados (pt-BR Alteraccedilatildeo teacutecnica)

17) Anaacutelisis de amenazas - anaacutelisis sistemaacutetico para identificar las amenazas a la seguridad nuclear y radioloacutegica asiacute como el potencial para de las mismas iniciar secuencia de accidentes (pt-BR Anaacutelise de ameaccedilas)

18) Anaacutelisis de Incendio - anaacutelisis de las consecuencias del incendio postulado para cada aacuterea de evaluacioacuten donde se debe determinar los paraacutemetros y las caracteriacutesticas del incendio para verificar la adecuacioacuten del proyecto de proteccioacuten contra incendio o para establecer las modificaciones necesarias (pt-BR Anaacutelise de Incecircndio)

19) Anaacutelisis de seguridad tecnoloacutegica - investigacioacuten examen y descripcioacuten del comportamiento esperado de la instalacioacuten nuclear a lo largo de su vida en condiciones normales transitorias y de accidentes postulados a fin de determinar

a) los maacutergenes de seguridad previstos en operacioacuten normal y en reacutegimen transitorio

b) la adecuacioacuten de elementos para evitar accidentes y mitigar las consecuencias de los accidentes que puedan ocurrir (pt-BR Anaacutelise de seguranccedila)

20) Aprobacioacuten del sitio - acto por el cual la CNEN aprueba el sitio propuesto para la construccioacuten de una instalacioacuten particular (pt-BR Aprovaccedilatildeo do local)

21) Aprobacioacuten especial de transporte (o de acuerdo especial) - acto por el cual la CNEN autoriza el transporte de mercanciacuteas o embalado que contengan materiales radiactivos que no se ajusten a todos los requisitos reglamentarios aplicables Para el transporte internacional de este tipo se requiere una aprobacioacuten multilateral (pt-BR Aprovaccedilatildeo especial de transporte)

22) Aprobacioacuten multilateral - aprobacioacuten conjunta de la autoridad del paiacutes de origen del proyecto o del transporte y de cada paiacutes en el cual o hacia el cual cargas o bultos que contengan materiales


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radiactivos deben ser transportados La expresioacuten en el cual o hacia el cual no incluye sobre el cual es decir la aprobacioacuten y los requisitos de notificacioacuten no se aplican al paiacutes sobre el cual el material radiactivo estaacute siendo transportado por una aeronave a condicioacuten de que no haya escala prevista en ese paiacutes (pt-BR Aprovaccedilatildeo multilateral)

23) Aprobacioacuten normal de transporte - acto por el cual la CNEN autoriza el transporte de mercanciacuteas o embalajes que contengan materiales radiactivos de conformidad con los requisitos reglamentarios aplicables (pt-BR Aprovaccedilatildeo normal de transporte)

24) Aprobacioacuten unilateral - aprobacioacuten de un proyecto soacutelo por la autoridad competente del paiacutes de origen del proyecto (pt-BR Aprovaccedilatildeo unilateral)

25) Aacuterea controlada - aacuterea sujeta a reglamento especial de proteccioacuten y seguridad con el propoacutesito de controlar las exposiciones normales prevenir la propagacioacuten de la contaminacioacuten radiactiva y prevenir o limitar la amplitud de las potenciales exposiciones (pt-BR Aacuterea controlada)

26) Aacuterea de balance de material - aacuterea definida en una instalacioacuten u ldquootro lugarrdquo a fin de determinar el flujo y el inventario de material nuclear alliacute presente (pt-BR Aacuterea de balanccedilo de material)

27) Aacuterea de exclusioacuten - aacuterea inmediatamente adyacente a la instalacioacuten nuclear donde la organizacioacuten con licencia u operadora tiene autoridad para determinar las actividades consideradas necesarias por motivos de seguridad incluyendo la remocioacuten de personal (pt-BR Aacuterea de exclusatildeo)

28) Aacuterea de incendio - espacio delimitado por barreras cortafuego o por separacioacuten fiacutesica determinado por el anaacutelisis de incendio con el objetivo de por un tiempo evitar que el incendio postulado se propague hacia otra aacuterea adyacente (pt-BR Aacuterea de incecircndio)

29) Aacuterea de seguridad - aacuterea delimitada con el objetivo de proteccioacuten fiacutesica de una o maacutes instalaciones en un grado de proteccioacuten adecuado a la naturaleza del aacuterea controlada protegida o vital (pt-BR Aacuterea de seguranccedila)

30) Aacuterea libre - cualquier aacuterea que no esteacute clasificada como aacuterea


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controlada o aacuterea vigilada (pt-BR Aacuterea livre)

31) Aacuterea preliminar de intereacutes - aacuterea identificada en la regioacuten de intereacutes no excluida por el anaacutelisis regional y que seraacute investigada para identificacioacuten de aacutereas potenciales para la construccioacuten de una instalacioacuten (pt-BR Aacuterea preliminar de interesse)

32) Aacuterea protegida - aacuterea de seguridad mantenida bajo constante proteccioacuten rodeada por una barrera fiacutesica con un nuacutemero limitado de accesos controlados y que incluye una o maacutes aacutereas vitales de la misma instalacioacuten nuclear o una instalacioacuten nuclear sin aacuterea vital (pt-BR Aacuterea protegida)

33) Aacuterea supervisada ndash aacuterea para la cual las condiciones de exposicioacuten ocupacional se mantienen bajo supervisioacuten incluso si las medidas de proteccioacuten y de seguridad especiacuteficas normalmente no se requieran (pt-BR Aacuterea supervisionada)

34) Aacuterea vigilada - aacuterea de seguridad adyacente y exterior a una o maacutes aacutereas protegidas mantenida bajo constante vigilancia cercada y sentildealizada con avisos apropiados que alertan que la aacuterea es un aacuterea de seguridad con acceso controlado (pt-BR Aacuterea vigiada)

35) Aacuterea vital ndash aacuterea de seguridad necesariamente interna a un aacuterea protegida que contiene los equipos vitales yo material nuclear categoriacutea I en el interior de una estructura cuyas paredes techo y suelo son una barrera fiacutesica (pt-BR Aacuterea vital)

36) Atenuacioacuten - proceso mediante el cual el nuacutemero de partiacuteculas o fotones que penetran en un cuerpo material se reduce por absorcioacuten y esparcimiento de la radiacioacuten (pt-BR Atenuaccedilatildeo)

37) Auditoriacutea - actividad documentada realizada para determinar mediante examen y evaluacioacuten de pruebas objetivas la adecuacioacuten de los procedimientos instrucciones y la adhesioacuten a normas especificaciones teacutecnicas y otros requisitos reglamentarios aplicables y la efectividad de sus implementaciones (pt-BR Auditoria)

38) Autoridad competente - autoridad nacional o internacional designada o reconocida para decidir sobre un tema en discucioacuten objeto de Normas y Reglamentos (pt-BR Autoridade competente)

39) Autorizacioacuten - acto por el cual la CNEN otorga permiso para efectuar una determinada actividad necesaria para el


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funcionamiento de una instalacioacuten (pt-BR Autorizaccedilatildeo)

40) Autorizacioacuten para la adquisicioacuten de fuentes de radiacioacuten - acto por el cual la CNEN autoriza la adquisicioacuten de fuentes de radiacioacuten (pt-BR Autorizaccedilatildeo para Utilizaccedilatildeo de Material Nuclear)

41) Autorizacioacuten para Comisionamiento - acto por el cual la CNEN autoriza el comisionamiento de una instalacioacuten (pt-BR Autorizaccedilatildeo para Comissionamento)

42) Autorizacioacuten para Operacioacuten - acto por el cual la CNEN autoriza la operacioacuten de la instalacioacuten bajo condiciones especiales y por un tiempo determinado (pt-BR Autorizaccedilatildeo para Operaccedilatildeo)

43) Autorizacioacuten para la Operacioacuten Inicial - acto por el cual la CNEN autoriza a empezar la operacioacuten de la instalacioacuten nuclear bajo determinadas condiciones y por un tiempo determinado (pt-BR Autorizaccedilatildeo para Operaccedilatildeo Inicial)

44) Autorizacioacuten para Operacioacuten Permanente - acto por el cual la CNEN autoriza la operacioacuten de la instalacioacuten de forma permanente bajo condiciones especificadas y por un tiempo determinado despueacutes de la conclusioacuten de la operacioacuten inicial y de la operacioacuten con una capacidad nominal en condiciones normales durante un intervalo de tiempo continuo establecido por la CNEN (pt-BR Autorizaccedilatildeo para Operaccedilatildeo Permanente)

45) Autorizacioacuten para Utilizacioacuten de Material Nuclear - autorizacioacuten concedida por la CNEN como parte de las etapas de concesioacuten de licencimiento de la instalacioacuten despueacutes de verificar que la instalacioacuten se encuentra calificada para utilizar el material nuclear en la actividad propuesta (pt-BR Autorizaccedilatildeo para Utilizaccedilatildeo de Material Nuclear)

BB


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01) Balance de material - comparacioacuten del inventario de material nuclear con el inventario fiacutesico en un intervalo de tiempo especiacutefico (pt-BR Balanccedilo de material)

02) Barra de control - barra laacutemina o tubo que contiene material de gran seccioacuten transversal de absorcioacuten de neutrones como hafnio cadmio boro etc utilizado para controlar la potencia de un reactor nuclear mediante la absorcioacuten de los neutrones y evitar que estos produzcan fisiones adicionales (pt-BR Barra de controle)

03) Barrera cortafuego - dispositivo o elemento como laja pared placa manta reguera puerta sello y registro cortafuego que tengan caracteriacutesticas calificadas de resistencia al fuego (pt-BR Barreira corta-fogo)

04) Barrera fiacutesica - vallas paredes o muros techos y suelos con caracteriacutesticas de construccioacuten y resistencia compatibles con la naturaleza del aacuterea de seguridad correspondiente para impedir la intrusioacuten en el aacuterea delimitada (pt-BR Barreira fiacutesica)

05) Barrera primaria - barrera utilizada para atenuar el haz uacutetil de radiacioacuten (pt-BR Barreira primaacuteria)

06) Barrera secundaria - barrera utilizada para reducir la radiacioacuten de fuga y la radiacioacuten dispersa (pt-BR Barreira secundaacuteria)

07) Base de proyecto - conjunto de informaciones que identifican las funciones especiacuteficas a ser realizadas por un elemento de una instalacioacuten nuclear y los valores especiacuteficos o sus liacutemites de variacioacuten escogidos para paraacutemetros de control como datos fundamentales de referencia para el proyecto Estos valores pueden ser

a) limitaciones derivadas de praacutecticas generalmente aceptadas de acuerdo con el estado actual de la tecnologiacutea para lograr objetivos funcionales o

b) requisitos derivados del anaacutelisis (basados en caacutelculos yo experiencias) de los efectos de accidentes postulados para los cuales un elemento debe cumplir con sus objetivos funcionales (pt-BR Base de projeto)


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08) Bases de licenciamiento - conjunto de exigencias reglamentarias aplicable a una instalacioacuten que puede incluir los acuerdos y compromisos firmados por el organismo regulador y el licenciado (pt-BR Bases de licenciamento)

09) Beneficiamiento - trituracioacuten concentracioacuten y clasificacioacuten de minerales mediante procesos fiacutesicos y quiacutemicos para obtener el mineral en la calidad deseada (pt-BR Beneficiamento)

10) Bio-anaacutelisis - teacutecnica de anaacutelisis utilizada para determinar los tipos cantidades o concentraciones de material radiactivo y en algunos casos directamente en el cuerpo humano por medicioacuten directa (in vivo) o por anaacutelisis y evaluacioacuten de materiales excretados o eliminados (in vitro) del cuerpo humano (pt-BR Bioanaacutelise)

11) Blindaje - material o dispositivo interpuesto entre las fuentes de radiacioacuten y las personas o el medio ambiente para reducir la exposicioacuten externa (pt-BR Blindagem)

12) Braquiterapia - radioterapia a traveacutes de la utilizacioacuten de una o maacutes fuentes selladas emisoras de rayos gama o beta utilizadas para aplicaciones superficiales intracavitarias o instersticiales (pt-BR Braquiterapia)

13) Brigada de incendio de la central (o simplemente Brigada de la central) - grupo con entrenamiento intensivo en Proteccioacuten contra Incendio con sede en la instalacioacuten nuclear y listo para actuar en cualquier momento en todas sus aacutereas (pt-BR Brigada de incecircndio da central (ou simplesmente Brigada da central))

14) Brigada de incendio externa (o simplemente Brigada externa) - grupo con entrenamiento intensivo en proteccioacuten contra incendio que actuacutea dentro de la instalacioacuten en construccioacuten cuando solicitado por la brigada de la construccioacuten o de la instalacioacuten en operacioacuten cuando solicitado por la brigada de la instalacioacuten (pt-BR Brigada de incecircndio externa (ou simplesmente Brigada externa))

15) Brigada de Incendio de la Construccioacuten (o simplemente Brigada de la Construccioacuten) - grupo formado para ejecutar las actividades de proteccioacuten contra incendio en la instalacioacuten en construccioacuten y en su sitio de obras (pt-BR Brigada de incecircndio da construccedilatildeo (ou simplesmente Brigada da construccedilatildeo))


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16) Brigada de Incendio de la Instalacioacuten (o simplemente Brigada de la Instalacioacuten) - grupo formado para ejecutar las actividades de proteccioacuten contra incendio en los compartimientos de la instalacioacuten (pt-BR Brigada de incecircndio da instalaccedilatildeo (ou simplesmente Brigada da instalaccedilatildeo))

17) Bulto - volumen presentado para transporte de materiales radiactivos que abarca el invoacutelucro y su contenido radiactivo (pt-BR Embalado)

18) Bulto exceptuado - bulto en el cual el invoacutelucro de tipo industrial o comercial contiene pequentildeas cantidades de material radiactivo con actividad limitada y estaacute disentildeado para cumplir los requisitos reglamentarios del proyecto seguacuten corresponda (pt-BR Embalado exceptivo)

19) Bulto industrial - bulto en que el invoacutelucro tipo industrial reforzado contiene material de baja actividad especiacutefica u objeto contaminado con una actividad limitada en su superficie y disentildeado para cumplir los requisitos reglamentarios del proyecto seguacuten corresponda (pt-BR Embalado industrial)

20) Bulto tipo A ndash bulto constituido de invoacutelucro Tipo A y contenido radiactivo sometido a liacutemite de actividad y si contiene material fisionable requiere la aprobacioacuten del proyecto por la CNEN (pt-BR Embalado Tipo A)

21) Bulto tipo B (M) - bulto constituido de invoacutelucro Tipo B que requiere la aprobacioacuten multilateral del proyecto y en determinadas circunstancias de las condiciones de remesa debido a que su disentildeo no cumple con uno o maacutes criterios adicionales especiacuteficos para los envases Tipo B (U) (pt-BR Embalado Tipo B (M))

22) Bulto tipo B (U) - bulto constituido de invoacutelucro Tipo B que al ser disentildeado de acuerdo con criterios adicionales de proyecto y contencioacuten especiacuteficos requiere solamente aprobacioacuten unilateral del proyecto y de cualquier medida de envase que sea eventualmente necesaria para disipacioacuten de calor (pt-BR Embalado Tipo B (U))

23) Bulto tipo C - bulto constituido de invoacutelucro Tipo C y de contenido radiactivo sin liacutemite pre establecido de actividad cuyo proyecto estaacute sujeto a la aprobacioacuten unilateral (pt-BR Embalado Tipo C)


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24) Bulto tipo H (M) - bulto constituido de invoacutelucro Tipo H que contiene hexafluoruro de uranio no fisionable o fisionable exceptivo que requiere la aprobacioacuten multilateral del disentildeo (pt-BR Embalado Tipo H (M))

25) Bulto tipo H (U) - bulto constituido de invoacutelucro Tipo H que contiene hexafluoruro de uranio no fisionable o fisionable exceptivo que requiere solamente aprobacioacuten unilateral del disentildeo (pt-BR Embalado Tipo H (U))

CC

01) Calibracioacuten (o Afericioacuten) - conjunto de operaciones que establecen bajo condiciones especificadas la relacioacuten entre los valores indicados por un instrumento de medida o sistema de medicioacuten o valores representados por una medida materializada o un material de referencia y los valores correspondientes de las cantidades establecidos por patrones (pt-BR Calibraccedilatildeo (ou Afericcedilatildeo))

02) Capacidad nominal - capacidad de produccioacuten en un determinado periacuteodo de tiempo especificada en el proyecto de la instalacioacuten (pt-BR Capacidade nominal)

03) Captura de neutrones - reaccioacuten nuclear que ocurre cuando un nuacutecleo captura un neutroacuten La probabilidad de que un determinado material capture un neutroacuten es proporcional a su seccioacuten transversal de absorcioacuten y depende de la energiacutea de los neutrones y de la naturaleza del material (pt-BR Captura de necircutrons)

04) Carga de trabajo de un equipo de rayos X - totalizacioacuten de la corriente del tubo de rayos X durante el periacuteodo de una semana y usualmente expresada en mAmin por semana (pt-BR Carga de trabalho de um aparelho de raios-X)

05) Carga de trabajo de una fuente radiactiva - cantidad de


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exposicioacuten a 1 (un) metro de distancia de la fuente radiactiva durante el periacuteodo de una semana expresada en Ckg-1 por semana o R por semana (pt-BR Carga de trabalho de uma fonte radiativa)

06) Cargamento del nuacutecleo - conjunto de operaciones necesarias para introducir en el nuacutecleo del reactor una carga completa de elementos combustibles y respectivos componentes del nuacutecleo (pt-BR Carregamento do nuacutecleo)

07) Central nuclear (o central nucleoeleacutectrica o simplemente Central) - complejo industrial fijo para la produccioacuten de energiacutea eleacutectrica por medio de una o maacutes plantas nucleoeleacutectricas (pt-BR Central nuclear (ou Central nucleoeleacutetrica ou simplesmente Central)

08) Certificacioacuten de personas - reconocimiento formal a traveacutes de la evaluacioacuten de que una persona cumple con los requisitos establecidos en las normas que reglamentan el ejercicio de una actividad funcioacuten u ocupacioacuten (pt-BR Certificaccedilatildeo de pessoas)

09) Ciclo del combustible - serie de etapas que involucran el suministro de combustible para reactores nucleares de potencia Incluye la extraccioacuten del mineral y su tratamiento la conversioacuten en UF6 el enriquecimiento isotoacutepico la fabricacioacuten de elementos combustibles la generacioacuten de energiacutea termonuclear el reprocesamiento de combustible para recuperar el material fisionable que permanece en el combustible gastado y el almacenamiento de desechos radiactivos (pt-BR Ciclo do combustiacutevel)

10) Combustible nuclear - dispositivo capaz de producir energiacutea mediante proceso autosostenible de fisioacuten nuclear (pt-BR Combustiacutevel nuclear)

11) Combustible nuclear gastado - combustible nuclear utilizado en un reactor nuclear y retirado definitivamente del nuacutecleo del reactor que es almacenado en un lugar apropiado para su futura reutilizacioacuten o reprocesamiento (pt-BR Combustiacutevel nuclear usado)

12) Comisionamiento - proceso durante el cual los sistemas y componentes de la instalacioacuten despueacutes de su construccioacuten y montaje se vuelven operacionales y entonces se procede a la verificacioacuten del cumplimiento de las caracteriacutesticas de proyecto y


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criterios de desempentildeo (pt-BR Comissionamento)

13) Componente del nuacutecleo - cualquier elemento que no sea el elemento combustible destinado a permanecer en el nuacutecleo del reactor durante la operacioacuten de la planta (pt-BR Componente do nuacutecleo)

14) Condiciones liacutemites para operacioacuten - niveles miacutenimos de desempentildeo o de capacidad de funcionamiento de sistemas o componentes exigidos para la operacioacuten segura de la instalacioacuten seguacuten se definen en las especificaciones teacutecnicas (pt-BR Condiccedilotildees limites para operaccedilatildeo)

15) Confinamiento - estrategia de desmantelamiento en la que los contaminantes radiactivos se encuentran en una estructura material suficientemente fuerte hasta que la radioactividad se decayoacute a niveles que permiten que el sitio sea liberado para su uso libre o restringido de acuerdo con los criterios definidos por la CNEN (pt-BR Confinamento (ENTOMB))

16) Contaminacioacuten radiactiva - depoacutesito indeseable de materiales radiactivos en cualquier medio o lugar (pt-BR Contaminaccedilatildeo radiativa)

17) Control institucional - control mantenido en depoacutesito final o aacuterea descomisionada con uso restricto para limitar la dosis para la poblacioacuten que implica el mantenimiento de registros la delimitacioacuten de aacutereas las limitaciones de uso del suelo el programa de monitoreo radioloacutegico del medio ambiente las inspecciones perioacutedicas y las acciones correctivas que sean necesarias (pt-BR Controle institucional)

18) Conversioacuten de uranio - conjunto de operaciones necesarias para la transformacioacuten del material de alimentacioacuten en hexafluoruro de uranio natural (pt-BR Conversatildeo de uracircnio)

19) Cultura de seguridad - conjunto de caracteriacutesticas y actitudes de las organizaciones y de individuos que establece como prioridad maacutes grande que cuestiones de seguridad de la instalacioacuten recibiraacuten una atencioacuten proporcional a su importancia (pt-BR Cultura de seguranccedila)


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CCHH

DD

01) Depoacutesito de desechos radiactivos (o simplemente Depoacutesito) - edificio o sitio adecuado para almacenamiento o deposicioacuten final de desechos radiactivos (pt-BR Depoacutesito de rejeitos radiativos (o simplesmente Depoacutesito))

02) Depoacutesito final (o repositorio) - depoacutesito licenciado para recibir y almacenar de acuerdo con los criterios establecidos por las autoridades competentes los residuos radiactivos sin pretender su descarte (pt-BR Depoacutesito final (ou repositoacuterio))

03) Depoacutesito inicial - depoacutesito para el almacenamiento de desechos radiactivos hasta su eliminacioacuten o transferencia El depoacutesito inicial puede ser parte de una instalacioacuten nuclear o radiactiva (pt-BR Depoacutesito inicial)

04) Depoacutesito intermediario ndash depoacutesito para recibir y eventualmente envasar desechos radiactivos con el objetivo de su posterior remocioacuten para el depoacutesito final (pt-BR Depoacutesito intermediaacuterio)

05) Depoacutesito provisional ndash depoacutesito destinado para recibir depoacutesito de desechos soacutelo para atender la situacioacuten de emergencia debido a un accidente nuclear o radioloacutegico (pt-BR Depoacutesito provisoacuterio)

06) Descargas - liberacioacuten planeada y controlada en el medio ambiente como una praacutectica legitimada dentro de los liacutemites permitidos por el organismo regulador de materiales radiactivos liacutequidos o gaseosos procedentes de instalaciones nucleares


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durante su operacioacuten normal (pt-BR Descargas)

07) Descomisionamiento - acciones teacutecnicas y administrativas para la liberacioacuten de una instalacioacuten del control reglamentario (pt-BR Descomissionamento)

08) Descontaminacioacuten - remocioacuten total o parcial de contaminacioacuten radiactiva a traveacutes de procesos fiacutesicos quiacutemicos o bioloacutegicos (pt-BR Descontaminaccedilatildeo)

09) Desecho de semidesintegracioacuten corta - desecho radiactivo conteniendo radionucleidos de semidesintegracioacuten alrededor de 30 antildeos o inferior (pt-BR Rejeito de meia-vida curta)

10) Desecho de semidesintegracioacuten muy corta - desechos con una vida media inferior o de la orden de 100 diacuteas con niveles de actividad o concentracioacuten en actividad superiores a sus respectivos niveles de dispensa y que pueden cumplir en un periacuteodo de hasta 5 antildeos los criterios de dispensa (pt-BR Rejeito de meia-vida curta (RVMC))

11) Desechos radiactivos (o simplemente desecho) - cualquier material proveniente de actividades humanas que contenga radionucleidos en cantidades superiores a los liacutemites de exencioacuten establecidos por la CNEN para el cual la reutilizacioacuten es inapropiada o no prevista (pt-BR Rejeito radioativo (ou simplesmente rejeito))

12) Desmantelamiento inmediato - estrategia de desmantelamiento en la que los equipos estructuras y partes de la planta que contienen contaminantes radiactivos son eliminados o descontaminados a niveles que permiten que el sitio sea liberado para su uso libre o restricto de acuerdo con criterios definidos y aceptados por la CNEN (pt-BR Desmantelamento imediato (DECON))

13) Desmantelamiento prorrogado - estrategia de desmantelamiento en que la planta es monitoreada y se mantiene intacta por un periacuteodo para permitir el decaimiento radiactivo de los iacutetems contaminados o activados Los materiales radiactivos inicialmente presentes son procesados o se colocan en una posicioacuten tal que puedan almacenarse y mantenerse a salvo durante este periacuteodo Despueacutes la planta pasaraacute a traveacutes un desmantelamiento inmediato de la estrategia de desmantelamiento


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inmediato (pt-BR Desmantelamento protelado (SAFSTOR))

14) Detrimento - dantildeo total previsto debido a efecto estocaacutestico en un grupo de personas y sus descendientes como resultado de la exposicioacuten de este grupo a la radiacioacuten ionizante (pt-BR Detrimento)

15) Difusioacuten atmosfeacuterica ndash dispercioacuten lateral y vertical de la nube de efluentes seguida por mezcla con aire causada por el movimiento turbulento de la atmoacutesfera (pt-BR Difusatildeo atmosfeacuterica)

16) Dispensa - salida del control reglamentario de materiales u objetos radiactivos relacionados con una praacutectica autorizada (pt-BR Dispensa)

17) Dispersioacuten atmosfeacuterica - combinacioacuten de difusioacuten atmosfeacuterica con el transporte atmosfeacuterico (pt-BR Dispersatildeo atmosfeacuterica)

18) Disposicioacuten de desechos radiactivos - emplazamiento de desechos radiactivos en una instalacioacuten licenciada por las autoridades competentes sin la intencioacuten de removerlos (pt-BR Deposiccedilatildeo de rejeitos radioativos)

19) Dispositivo de alarma - equipo para detectar y alertar a traveacutes de sentildeales acuacutesticas yo visibles cualquier tipo de intrusioacuten o interferencia (pt-BR Aparelho de alarme)

20) Dispositivo de contencioacuten (contencioacuten) - equipo que limita o controla el movimiento o el acceso al material nuclear (pt-BR Dispositivo de contenccedilatildeo (contenccedilatildeo))

21) Dispositivo de emergencia - sistema componente o equipo disentildeado para cumplir determinada funcioacuten cuando sea necesario y de accionamiento automaacutetico y sin quiebra de continuidad (pt-BR Dispositivo de emergecircncia)

22) Dispositivo de reserva operativa - sistema componente o equipo disentildeado para cumplir determinada funcioacuten cuando sea necesario y de accionamiento no automaacutetico (pt-BR Dispositivo de reserva operativa)

23) Dispositivo teacutecnico de seguridad - sistema componente y equipo de seguridad de la instalacioacuten cuyo objetivo es impedir que ocurran accidentes postulados o mitigar sus consecuencias (pt-


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BR Dispositivo teacutecnico de seguranccedila)

24) Documento de garantiacutea de calidad - documento utilizando cualquier tipo de medio que define describe especifica identifica registra o certifica requisitos medidas o resultados de actividades que influyen en la calidad tales como especificaciones procedimientos registros certificados informes planos o dibujos (pt-BR Documento de garantia de qualidade)

25) Dosis - dosis absorbida dosis efectiva equivalente o dosis comprometida dependiendo del contexto Veacutease el Apeacutendice Magnitudes y Unidades de Radiacioacuten Ionizante (pt-BR Dose)

26) Dosis absorbida - veacutease el Apeacutendice Magnitudes y Unidades de Radiacioacuten Ionizante (pt-BR Dose absorvida)

27) Dosis absorbida comprometida - veacutease el Apeacutendice Magnitudes y Unidades de Radiacioacuten Ionizante (pt-BR Dose absorvida comprometida)

28) Dosis colectiva - expresioacuten de la dosis efectiva total recibida por una poblacioacuten o un grupo de personas definida como el producto del nuacutemero de individuos expuestos a una fuente de radiacioacuten ionizante por el valor promedio de la distribucioacuten de dosis efectivas de esas personas La dosis colectiva se expresa en persona-Sievert (personaSv) (pt-BR Dose coletiva)

29) Dosis comprometida - dosis absorbida comprometida dosis equivalente comprometida o dosis efectiva comprometida seguacuten el contexto Veacutease el Apeacutendice Magnitudes y Unidades de Radiacioacuten Ionizante (pt-BR Dose comprometida)

30) Dosis efectiva - veacutease el Apeacutendice Magnitudes y Unidades de Radiacioacuten Ionizante (pt-BR Dose efetiva)

31) Dosis equivalente - veacutease el Apeacutendice Magnitudes y Unidades de Radiacioacuten Ionizante (pt-BR Dose equivalente)

32) Dosis evitable - dosis que puede ser evitada por una o maacutes acciones de proteccioacuten (pt-BR Dose evitaacutevel)

33) Dosimetriacutea - medida directa o indirecta de las magnitudes radioloacutegicas (pt-BR Dosiacutemetria)

34) Dosiacutemetro - equipo o dispositivo que se utiliza en la dosimetriacutea


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para la medicioacuten de magnitudes radioloacutegicas (pt-BR Dosiacutemetro)

EE

01) Efecto determiniacutestico - efecto para el cual existe un umbral de dosis absorbida necesario para su ocurrencia y cuya gravedad aumenta con el aumento de la dosis (pt-BR Efeito determiniacutestico)

02) Efecto estocaacutestico - efecto para el cual no existe un umbral de dosis para que ocurra y cuya probabilidad de ocurrencia es una funcioacuten de la dosis La gravedad de este efecto es independiente de la dosis (pt-BR Efeito estocaacutestico)

03) Eficacia bioloacutegica relativa - medida relativa de la eficacia de diferentes tipos y energiacuteas de radiacioacuten para inducir un cierto efecto sobre la salud Se define como la relacioacuten inversa de las dosis absorbidas de dos diferentes tipos y energiacuteas de radiacioacuten que podriacutean producir el mismo grado de un efecto bioloacutegico definido (pt-BR Efetividade bioloacutegica relativa)

04) Efluente radiactivo - material radiactivo liacutequido o gaseoso producido por una praacutectica y liberado en el medio ambiente de manera planificada y controlada (pt-BR Efluente radiativo)

05) Elemento combustible - conjunto de barras varillas o placas que contiene el combustible nuclear y cuya integridad se mantiene a traveacutes de componentes adecuados (pt-BR Elemento combustiacutevel)

06) Elemento combustible gastado - elemento de combustible que expuesto a la radiacioacuten en un reactor nuclear contiene una cantidad representativa de productos de fisioacuten (pt-BR Elemento combustiacutevel usado)

07) Elemento importante para la seguridad - elemento que


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incluye o estaacute incluido en

a) estructuras sistemas y componentes cuya falla o mal funcionamiento puede resultar en exposiciones indebidas a la radiacioacuten para el personal de la instalacioacuten o miembros del puacuteblico en general

b) estructuras sistemas y componentes que impiden que ocurrencias operacionales previstas que resulten en condiciones de accidente

c) los dispositivos necesarios para mitigar las consecuencias de falla o mal funcionamiento de estructuras sistemas y componentes mencionados en a) y b) anteriores (pt-BR Item importante agrave seguranccedila)

08) Elemento nuclear - cualquier elemento quiacutemico que pueda utilizarse para la liberacioacuten de energiacutea en reactores nucleares o que pueda dar origen a elementos quiacutemicos que pueden ser utilizados para tal fin Perioacutedicamente el Poder Ejecutivo seguacuten propuesta de la CNEN especificaraacute los elementos que deben considerarse nucleares ademaacutes del uranio natural y del torio (pt-BR Elemento nuclear)

09) Embalaje para almacenamiento y transporte de material radiactivo (o simplemente embalage) - recipiente con tapa hermeacutetica con o sin revestimiento interno cuyo propoacutesito es permitir que el transporte y el almacenamiento del producto evitar la penetracioacuten de elementos externos y si necesario blindar la radiacioacuten yo retener radionucleidos (pt-BR Embalagem para armazenamento e transporte de material radiativo (ou simplesmente embalagem))

10) Embalaje tipo A - recipiente para soportar las condiciones normales de transporte con el grado necesario de preservacioacuten de integridad de la contencioacuten y blindaje despueacutes de sometido a las pruebas pertinentes (pt-BR Embalagem tipo A)

11) Embalaje tipo B - recipiente para soportar los efectos perjudiciales de un accidente de transporte con el grado requerido de mantenimiento de la integridad de contencioacuten y blindaje despueacutes de sometido a las pruebas pertinentes (pt-BR Embalagem tipo B)

12) Embalaje tipo C - recipiente para resistir los efectos


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perjudiciales de un accidente de transporte con el grado de conservacioacuten de la integridad de la contencioacuten y del blindaje despueacutes de su presentacioacuten a las pruebas pertinentes (pt-BR Embalagem tipo C)

13) Embalaje tipo H - recipiente para el transporte de hexafluoruro de uranio no fisionable o fisionable exceptivo (pt-BR Embalagem tipo H)

14) Emergencia - situacioacuten anormal que a partir de cierto punto escapa al control planeado y pretendido por el operador necesitando medidas especiales para volver a la normalidad (pt-BR Emergecircncia)

15) Emergencia general - situacioacuten que envuelve una degradacioacuten sustancial inminente o real del nuacutecleo del reactor con peacuterdida potencial de la contencioacuten (pt-BR Emergecircncia geral)

16) Emergencia nuclear - emergencia en la cual hay o se observa que habraacute peligro debido a la liberacioacuten de energiacutea resultante de una reaccioacuten nuclear en cadena o de los productos de desintegracioacuten de una reaccioacuten en cadena (pt-BR Emergecircncia nuclear)

17) Emergencia radioloacutegica - emergencia en la cual hay o se observa que habraacute peligro debido a la exposicioacuten a la radiacioacuten ionizante (pt-BR Emergecircncia radioloacutegica)

18) Emisor alfa de baja toxicidad ndash uranio natural uranio empobrecido torio natural U235 o U238 Th228 Th230 y Th232 cuando contenidos en minerales o concentrados fiacutesicos y quiacutemicos o emisores alfa con semidesintegracioacuten inferior a 10 diacuteas (pt-BR Emissor alfa de baixa toxicidade)

19) Enriquecimiento isotoacutepico - proceso mediante el cual se cambia la abundancia relativa de isoacutetopos de un elemento resultando un producto de un mismo elemento enriquecido en un particular isoacutetopo y empobrecido en otro El enriquecimiento isotoacutepico de uranio es dado por la relacioacuten entre el peso combinado de los isoacutetopos U235 y U233 y el peso total de uranio que se expresa generalmente en porcentaje (pt-BR Enriquecimento isotoacutepico)

20) Ensayos pre operacionales - los ensayos realizados durante la puesta en marcha de la instalacioacuten para demostrar la capacidad de las estructuras sistemas y componentes para satisfacer las


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necesidades operacionales relacionados con la seguridad (pt-BR Ensaios preacute-operacionais)

21) Equipo de radiografiacutea gamma - equipo constituido por un irradiador que contiene una fuente sellada para la radiografiacutea industrial (pt-BR Equipamento de radiografia gama)

22) Equipo de vigilancia - equipo que registra el movimiento de material nuclear o la violacioacuten de los dispositivos de contencioacuten (pt-BR Equipamento de vigilacircncia)

23) Equipo especificado - equipo especialmente proyectado o preparado para el procesamiento utilizacioacuten o produccioacuten de material nuclear o material especificado (pt-BR Equipamento especificado)

24) Equipo vital - equipos sistema dispositivo o material cuya falla destruccioacuten remocioacuten o liberacioacuten es capaz de directa o indirectamente causar una situacioacuten de emergencia para la instalacioacuten donde esteacute ubicado (pt-BR Equipamento vital)

25) Escala INES (International Nuclear Event Scale) - escala disentildeada para comunicar raacutepidamente al puacuteblico en teacuterminos coherentes la gravedad de los eventos que ocurren en instalaciones nucleares o radiactivas La escala no debe confundirse con los sistemas de clasificacioacuten de emergencia y no debe ser utilizada como base para acciones de respuesta a emergencia (pt-BR Escala INES (International Nuclear Event Scale))

26) Especificaciones teacutecnicas - conjunto de normas aprobadas por la CNEN en el acto de autorizacioacuten para operacioacuten inicial que establece liacutemites para paraacutemetros capacidad funcional y niveles de desempentildeo de los equipos y los requisitos de personal visando la operacioacuten segura de instalaciones nucleares (pt-BR Especificaccedilotildees teacutecnicas)

27) Estabilidad estructural - capacidad del producto o del bulto para mantener su integridad fiacutesica a lo largo del tiempo (pt-BR Estabilidade estrutural)

28) Estabilizacioacuten de desechos (o simplemente Estabilizacioacuten) - conjunto de medidas adoptadas para reducir al miacutenimo a largo plazo la erosioacuten y la lixiviacioacuten de desechos para aguas superficiales y subterraacuteneas y evitar la superacioacuten de


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cualquier liacutemite aplicable de exposicioacuten a la radiacioacuten (pt-BR Estabilizaccedilatildeo de rejeitos (ou simplesmente Estabilizaccedilatildeo))

29) Estabilizacioacuten fiacutesica - aislamiento del aacuterea de deposicioacuten de desechos a traveacutes de cobertura suficientemente espesa de materiales resistentes como la arcilla compactada tierra y hormigoacuten recibiendo la superficie acabada un tratamiento mecaacutenico adecuado (pt-BR Estabilizaccedilatildeo fiacutesica)

30) Evaluacioacuten de seguridad - conjunto de actividades destinadas a verificar si el anaacutelisis de seguridad de una instalacioacuten fue efectuado de modo adecuado en cumplimiento con los requisitos de licenciamiento (pt-BR Avaliaccedilatildeo de seguranccedila)

31) Evaluacioacuten del sitio - anaacutelisis de los factores en un sitio que podriacutean afectar las caracteriacutesticas de seguridad de la instalacioacuten o actividad (por ejemplo los fenoacutemenos naturales extremos accidentes inducidos por el hombre) y el impacto radioloacutegico en el sitio en caso de liberacioacuten de material radiactivo tomando en cuenta los aspectos geofiacutesicos demograacuteficos y de infraestructura del sitio (pt-BR Avaliaccedilatildeo do local)

32) Evento inusual - situacioacuten que surge en el instante en que ocurre una condicioacuten inicial que indique posible degradacioacuten en el nivel de seguridad de la instalacioacuten (pt-BR Evento natildeo usual)

33) Eventos iniciadores postulados - eventos que conduzcan a ocurrencias operacionales previstas y a condiciones de accidentes postulados (pt-BR Eventos iniciadores postulados)

34) Exclusioacuten ndash inaplicabilidad de control regulatorio para exposiciones cuya intensidad y probabilidad de ocurrencia no sean susceptibles de este control (pt-BR Exclusatildeo)

35) Exencioacuten - acto reglamentario que exempta a una praacutectica o una fuente asociada con una praacutectica de un posterior control reglamentario desde el punto de vista de la proteccioacuten radioloacutegica (pt-BR Isenccedilatildeo)

36) Exposicioacuten - acto o condicioacuten de estar sometido a radiacioacuten ionizante (pt-BR Exposiccedilatildeo)

37) Exposicioacuten accidental - exposicioacuten involuntaria debido a situaciones de accidente o de sabotaje (pt-BR Exposiccedilatildeo acidental)


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38) Exposicioacuten croacutenica - exposicioacuten que persiste a lo largo del tiempo (pt-BR Exposiccedilatildeo crocircnica)

39) Exposicioacuten del puacuteblico - exposicioacuten de miembros del puacuteblico a fuentes y las praacutecticas autorizadas o en situaciones de intervencioacuten no incluyendo exposicioacuten ocupacional exposicioacuten meacutedica y exposicioacuten natural del sitio (pt-BR Exposiccedilatildeo do puacuteblico)

40) Exposicioacuten externa - exposicioacuten debida a fuentes de radiacioacuten externas en el cuerpo humano (pt-BR Exposiccedilatildeo externa)

41) Exposicioacuten interna - exposicioacuten a la radiacioacuten debido a la presencia de fuente de radiacioacuten en el interior del cuerpo humano (pt-BR Exposiccedilatildeo interna)

42) Exposicioacuten meacutedica - exposicioacuten a que son sometidos

a) individuos expuestos fuera del contexto ocupacional que voluntaria y eventualmente ayudan a los pacientes durante el procedimiento radioloacutegico de terapia o diagnoacutestico

b) individuos voluntarios en programas de investigacioacuten meacutedica o biomeacutedica

c) pacientes con fines de diagnoacutestico o terapia (pt-BR Exposiccedilatildeo meacutedica)

43) Exposicioacuten natural - exposicioacuten resultante de la radiacioacuten natural (pt-BR Exposiccedilatildeo natural)

44) Exposicioacuten normal - exposicioacuten prevista debido a una praacutectica autorizada en condiciones normales de operacioacuten de una fuente o una instalacioacuten incluyendo las situaciones de pequentildeos imprevistos que puedan ser mantenidos bajo control (pt-BR Exposiccedilatildeo normal)

45) Exposicioacuten ocupacional - exposicioacuten normal o potencial de un individuo como consecuencia de su trabajo o de entrenamiento en praacutecticas autorizadas o intervenciones con exclusioacuten de la radiacioacuten natural del sitio (pt-BR Exposiccedilatildeo ocupacional)

46) Exposicioacuten potencial - exposicioacuten cuya ocurrencia no se puede predecir con certeza pero que puede resultar de un accidente que envuelva directamente una fuente de radiacioacuten o como resultado de un evento o una serie de eventos de naturaleza


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probabiliacutestica (pt-BR Exposiccedilatildeo potencial)

FF

01) Falla simple (o falla uacutenica) - ocurrencia que resulta en la peacuterdida de la capacidad de un componente del sistema para realizar funciones de seguridad para las cuales fue proyectado La falla simple incluye las fallas resultantes causadas por ella (pt-BR Falha simples (ou falha uacutenica))

02) Factor de multiplicacioacuten Keff - relacioacuten entre el nuacutemero total de neutrones producidos en un momento dado en un intervalo de tiempo en un medio multiplicador finito y el nuacutemero total de neutrones (teacutermicos y raacutepidos) perdidos en absorcioacuten o fuga en el mismo intervalo de tiempo (pt-BR Fator de multiplicaccedilatildeo Keff)

03) Factor de ocupacioacuten - factor que multiplicado por la carga de trabajo proporciona el nivel de ocupacioacuten de una determinada aacuterea cuando fuentes de radiacioacuten estaacuten en condiciones de irradiacioacuten (pt-BR Fator de ocupaccedilatildeo)

04) Factor de uso - fraccioacuten de la carga de trabajo durante la cual el haz uacutetil de radiacioacuten se dirige a un determinado objetivo (pt-BR Fator de uso)

05) Flujo criacutetico de calor - valor del flujo de calor a traveacutes de una superficie de metal y en contacto con un fluido en ebullicioacuten cuando no hay maacutes contacto continuo entre la superficie y la fase liacutequida (pt-BR Fluxo criacutetico de calor)

06) Fuente de radiacioacuten - equipo o material que emite o es capaz de emitir radiacioacuten ionizante o de liberar substancias o materiales radiactivos (pt-BR Fonte de radiaccedilatildeo)

07) Fuente-prueba - fuente de radiacioacuten empleada para la calibracioacuten de instrumentos de medicioacuten de radiaciones ionizantes


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(pt-BR Fonte-teste)

08) Fuente radiactiva - material radiactivo usado como fuente de radiacioacuten (pt-BR Fonte radioativa)

09) Fuente radiactiva sellada - fuente radiactiva encerrada hermeacuteticamente en una caacutepsula o totalmente ligada a material inactivo envolvente de modo a que no pueda haber dispersioacuten de la sustancia radiactiva en condiciones de uso normales y severas (pt-BR Fonte radioativa selada)

10) Fuentes naturales - fuentes de radiacioacuten que occuren naturalmente incluyendo radiacioacuten coacutesmica y terrestre (pt-BR Fontes naturais)

11) Fuerza de apoyo - la Gran Unidad la Unidad u Organizacioacuten Militar de las Fuerzas Armadas u Organizacioacuten Militar de las Fuerzas Auxiliares previamente designada para asistir en su aacuterea de competencia determinada unidad operacional sometida a una situacioacuten de emergencia (pt-BR Forccedila de apoio)

12) Fuerza de seguridad - personal equipado y entrenado para garantizar la proteccioacuten fiacutesica de la unidad operacional y responder a las situaciones de emergencia En aacutereas vitales la fuerza de seguridad debe actuar obligatoriamente bajo orientacioacuten del personal de la operacioacuten en aacutereas protegidas y en aacutereas vitales la fuerza de seguridad debe comprender solamente sus propios agentes siendo prohibida la contratacioacuten de empresas privadas con esa finalidad (pt-BR Forccedila de seguranccedila)

GG

01) Garantiacutea de calidad ndash conjunto de acciones sistemaacuteticas y planeadas necesarias para proporcionar confianza adecuada de que una estructura sistema componente o instalacioacuten funcionaraacute de manera satisfactoria en servicio (pt-BR Garantia da qualidade)


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02) Gestioacuten de desechos radiactivos (o simplemente Gestioacuten de desechos) - conjunto de actividades administrativas y teacutecnicas implicadas en la recoleccioacuten segregacioacuten manipulacioacuten tratamiento envasado transporte almacenamiento control y disposicioacuten de desechos radiactivos (pt-BR Gerecircncia de rejeitos radioativos (ou simplesmente Gerecircncia de rejeitos))

03) Grupo criacutetico - grupo (hipoteacutetico) de individuos del puacuteblico cuya exposicioacuten a una particular fuente de radiacioacuten o viacutea de exposicioacuten es razonablemente homogeacutenea y tiacutepica de los individuos que reciben las dosis maacutes grandes equivalentes o dosis efectivas debidas a aquella fuente Este grupo es considerado para la verificacioacuten del cumplimiento de los criterios de dosis establecidos (pt-BR Grupo criacutetico)

HH

01) Haz uacutetil de radiacioacuten - radiacioacuten que pasa a traveacutes de ventana apertura cono o cualquier otro dispositivo de colimacioacuten de blindaje de una fuente de radiacioacuten tambieacuten llamado haz primario (pt-BR Feixe uacutetil de radiaccedilatildeo)

II

01) Incendio postulado - incendio considerado como de ocurencia posible en una particular zona de la evaluacioacuten (pt-BR Incecircndio


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postulado)

02) Incorporacioacuten - actividad de cierto material radiactivo en el momento de su admisioacuten en el cuerpo humano por ingestioacuten inhalacioacuten o penetracioacuten a traveacutes de la piel o heridas (pt-BR Incorporaccedilatildeo)

03) Iacutendice de Seguridad con respecto a la Criticidad - asignado a un bulto sobreenvase o contenedor que contenga sustancias fisionables se entenderaacute un nuacutemero que se utiliza para controlar la acumulacioacuten de bultos sobreenvases o contenedores con contenido de sustancias fisionables (pt-BR Iacutendice de Seguranccedila de Criticalidade (ISC))

04) Iacutendice de Transporte - nuacutemero atribuido a un bulto paquete de bultos tanque o contenedores con material radiactivo o a material BAE-I u OCS-I a granel con el fin de proporcionar un control de exposicioacuten a la radiacioacuten (pt-BR Iacutendice de Transporte (IT))

05) Individuo del puacuteblico - cualquier miembro de la poblacioacuten cuando no sometido a a exposicioacuten ocupacional o exposicioacuten meacutedica (pt-BR Indiviacuteduo do puacuteblico)

06) Individuo ocupacionalmente expuesto - individuo sometido a exposicioacuten ocupacional (pt-BR Indiviacuteduo ocupacionalmente exposto (IOE))

07) Informe de Anaacutelisis de Seguridad - informe preparado por la instalacioacuten con el fin de analizar la magnitud de los riesgos establecer las medidas y mecanismos para la prevencioacuten y el control y la cuantificacioacuten del impacto radioloacutegico de acuerdo con el dispuesto en las normas especiacuteficas y sometido a la CNEN para obtencioacuten de una autorizacioacuten o de una licencia (pt-BR Relatoacuterio de Anaacutelise de Seguranccedila (RAS))

08) Informe de Operaciones Iniciales - informe resumido que contiene el programa de tests de partida de la planta nucleoeleacutectrica incluidos los tests de criticalidad operacioacuten a baja potencia y elevacioacuten de potencia hasta alcanzar el valor nominal (pt-BR Relatoacuterio de Operaccedilotildees Iniciais (ROI))

09) Informe de Parada - informe emitido despueacutes de cada parada de la planta nucleoeleacutectrica abarcando las actividades previstas aquellas desarolladas durante este periacuteodo su preparacioacuten y la


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experiencia adquirida (pt-BR Relatoacuterio de Parada (RP))

10) Informe del Programa del Monitoreo Ambiental Radioloacutegico Operacional ndash informe que presenta los resultados de los paraacutemetros indicados en el PMARO en el periacuteodo a que se relaciona a traveacutes de muestras ambientales y basado en las rutas criacuteticas de transferencia de radionucleidos al ser humano (pt-BR Relatoacuterio do Programa de Monitoraccedilatildeo Ambiental Radioloacutegico Operacional (PMARO))

11) Informe del Proyecto Nuclear y Termohidraacuteulico - informe que contiene el proyecto nuclear y termohidraacuteulico con su respectiva anaacutelisis de seguridad correspondiente a cada configuracioacuten del nuacutecleo del reactor nuclear (pt-BR Relatoacuterio do Projeto Nuclear e Termohidraacuteulico (RPNT))

12) Informe Final de Anaacutelisis de Seguridad - informe que debe ser sometido a la CNEN por la ocasioacuten de la presentacioacuten del requerimiento de la Autorizacioacuten para Operacioacuten Inicial (pt-BR Relatoacuterio Final de Anaacutelise de Seguranccedila (RFAS))

13) Informe Mensual de Operacioacuten - informe rutinario de operacioacuten abarcando la operacioacuten de la planta nucleoeleacutectrica durante el mes civil recieacuten terminado (pt-BR Relatoacuterio Mensal de Operaccedilatildeo (RMO))

14) Informe Preliminar de Anaacutelisis de Seguridad - informe que debe ser sometido a la CNEN por ocasioacuten del requerimiento de Licencia de Construccioacuten de la instalacioacuten (pt-BR Relatoacuterio Preliminar de Anaacutelise de Seguranccedila (RPAS))

15) Informe Semestral de Desechos y de Liberacioacuten de Efluentes - informe rutinario de operacioacuten relativo al semestre recieacuten terminado y abarcando los datos de la planta nucleoeleacutectrica acerca de generacioacuten enviacuteo y almacenamiento de desechos y de combustible irradiado liberacioacuten de efluentes liacutequidos y gaseosos y en la forma particulada dosis equivalente efectiva en el grupo criacutetico y meteorologiacutea y factores de dispersioacuten y deposicioacuten atmosfeacuterica (pt-BR Relatoacuterio Semestral de Rejeitos e de Liberaccedilatildeo de Efluentes (RRE))

16) Inspeccioacuten - examen observacioacuten medicioacuten o ensayo realizado para evaluar las estructuras sistemas y componentes materiales actividades operacionales procesos teacutecnicos procesos organizacionales procedimientos y competencia del personal (pt-


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BR Inspeccedilatildeo)

17) Inspeccioacuten de calidad - accioacuten de control de calidad que a traveacutes de examen observacioacuten o medicioacuten determina la conformidad de elementos procesos y procedimientos con los requisitos de la calidad pre establecidos (pt-BR Inspeccedilatildeo de qualidade)

18) Instalacioacuten - local para la realizacioacuten de una praacutectica La instalacioacuten puede ser clasificada como una instalacioacuten nuclear instalacioacuten radiactiva instalacioacuten minero-industrial o depoacutesito de desechos (pt-BR Instalaccedilatildeo)

19) Instalacioacuten cerrada - instalacioacuten de radiografiacutea industrial donde el almacenamiento y la utilizacioacuten de fuentes de radiacioacuten se hacen en recintos especiales cerrados con blindaje permanente especialmente proyectada para cumplir con sus funciones (pt-BR Instalaccedilatildeo fechada)

20) Instalacioacuten minero-industrial con uranio yo torio asociado ndash sitio en el cual materias primas que contengan radionucleidos de las series naturales del uranio yo del torio son extraidas procesadas e industrializadas incluyendo los depoacutesitos de desechos y los sitios de almacenamiento de desechos (pt-BR Instalaccedilatildeo miacutenero-industrial com uracircnio eou toacuterio associado)

21) Instalacioacuten nuclear - instalacioacuten en la cual el material nuclear es produzido procesado reprocesado utilizado manipulado o almacenado en cantidades significativas Son desde luego incluidos en esta definicioacuten a) reactor nuclear b) usina que utilice combustible nuclear para producir energiacutea

teacutermica o eleacutectrica para fines industriales c) planta o usina para la produccioacuten o tratamiento de materiales nucleares y d) usina de reprocesamiento de combustible nuclear gastado (pt-BR Instalaccedilatildeo nuclear)

22) Instalacioacuten radiactiva - instalacioacuten donde se producen procesan utilizan o almacenan fuentes de radiacioacuten (pt-BR Instalaccedilatildeo radioativa)

23) Intervencioacuten - toda accioacuten adoptada para reducir o evitar la exposicioacuten o la probabilidad de exposicioacuten a fuentes que no sean parte de una praacutectica controlada o que esteacuten fuera de control en


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consecuencia de un accidente o sabotaje (pt-BR Intervenccedilatildeo)

24) Inventario de libro - suma algebraica del uacuteltimo inventario fisico realizado en un aacuterea de balance de material con todas las variaciones de inventario ocurridas despueacutes de la realizacioacuten de este inventario (pt-BR Inventaacuterio de livro)

25) Inventario fiacutesico - suma de todas las cantidades medidas o calculadas con base a medidas anteriores de todos y cada uno de los lotes de material nuclear presentes en un determinado momento en el aacuterea de balance de material obtenidas de conformidad con procedimientos especificados (pt-BR Inventaacuterio fiacutesico)

26) Irradiador - equipo utilizado para la irradiacioacuten que contiene una fuente radiactiva que cuando no se encuentra en uso permanece encerrada en su interior debidamente blindada (pt-BR Irradiador)

27) Irradiadores autoblindados - irradiador en el cual la fuente radiactiva estaacute totalmente contenida en un recipiente seco blindado de forma permanente en el cual no es posible el acceso a la fuente y al material bajo radiacioacuten (pt-BR Irradiadores autoblindados)

JJ


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KK

LL

01) Laboratorio de metrologiacutea - Laboratorio acreditado por la autoridad nacional con el fin de desarrollar implementar yo mantener los patrones meteroloacutegicos de magnitudes fiacutesicas y efectuar la medicioacuten de estas cantidades (pt-BR Laboratoacuterio de metrologia)

02) Licencia de construccioacuten - acto por el cual la CNEN permite la construccioacuten de una planta en determinadas condiciones despueacutes de comprobada la viabilidad teacutecnica el concepto de seguridad del proyecto y su compatibilidad con el sitio aprobado (pt-BR Licenccedila de construccedilatildeo)

03) Licencia parcial de construccioacuten - acto por el cual la CNEN permite la construccioacuten de una fase especiacutefica de la construccioacuten de una instalacioacuten bajo condiciones especificadas (pt-BR Licenccedila parcial de construccedilatildeo)

04) Licenciamiento nuclear - proceso por el cual la CNEN a traveacutes de evaluaciones e inspecciones de las condiciones de seguridad de una instalacioacuten concede modifica limita prorroga suspende o revoca los actos relativos a ubicacioacuten construccioacuten transporte uso o adquisicioacuten de material nuclear radiactivo operacioacuten descomisionamiento o modificacioacuten teacutecnica de una instalacioacuten y a traveacutes de exaacutemenes y pruebas de aptitud certificacioacuten de la cualificacioacuten de operadores de reactor y supervisores de proteccioacuten radioloacutegica (pt-BR Licenciamento nuclear)

05) Liacutemites de seguridad - liacutemites impuestos sobre las variables operativas importantes que sean necesarias para garantizar la


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integridad de las barreras fiacutesicas que protegen contra liberacioacuten incontrolada de material radiactivo de acuerdo con las definiciones de las especificaciones teacutecnicas (pt-BR Limites de seguranccedila)

06) Lote - porcioacuten de material nuclear tratada como una unidad para propoacutesitos de contabilidad de un punto clave de medicioacuten y para el cual la composicioacuten y la cantidad son definidas por un solo conjunto de especificaciones o medidas El lote puede ser formado por uno o maacutes iacutetems de inventario (pt-BR Lote)

LLLL

MM

01) Masa criacutetica - masa miacutenima de material fisionable con la cual en condiciones fiacutesicas y geomeacutetricas definidas se llega a la criticidad (pt-BR Massa criacutetica)

02) Masa subcriacutetica - cantidad de material fisionable insuficiente en teacuterminos de masa o bajo configuracioacuten geomeacutetrica inadecuada para sostener una reaccioacuten en cadena (pt-BR Massa subcriacutetica)

03) Material de Baja Actividad Especiacutefica (BAE) - material radiactivo que por su naturaleza tiene una actividad especiacutefica limitada o el material radiactivo al que se aplica los liacutemites de la actividad especiacutefica media estimada Para determinar la actividad especiacutefica media estimada no deberaacute tenerse en cuenta el material externo de blindaje que circunden al material BAE (pt-BR Material de Baixa Atividade Especiacutefica (material BAE))

04) Material especificado - material especialmente preparado


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para procesamiento utilizacioacuten o produccioacuten de material nuclear (pt-BR Material especificado)

05) Material feacutertil ndash el uranio natural o sea uranio cuyo contenido en el isoacutetopo 235 es inferior al que se encuentra en la naturaleza

a) el torio

b) cualquier material de los referidos en la forma de metal liga compuesto quiacutemico o concentrado

c) cualquier material que contenga uno o maacutes de los materiales anteriormente mencionados en una concentracioacuten que venga a ser establecida por la CNEN y

d) cualquier otro material que posteriormente sea considerado feacutertil por la CNEN (pt-BR Material feacutertil)

06) Material fisionable - cualquier material que en determinadas condiciones se puede fisionar por accioacuten de neutrones teacutermicos Los tres materiales fisionables principales son el U233 el U235 y el Pu239 (pt-BR Material fiacutessil)

07) Material fisionable especial - Pu239 U233 uranio enriquecido en los isoacutetopos 235 o 233 cualquier material que contenga uno o maacutes de los materiales referidos cualquier material fisionable que venga a ser subsequentemente clasificado como material fisionable por la CNEN El teacutermino material fisionable especial no se aplica sin embargo al material feacutertil (pt-BR Material fiacutessil especial)

08) Material No Contabilizado (MNC) - cantidad de material nuclear calculada por la diferencia entre el inventario de libro y el inventario fiacutesico (pt-BR Material Natildeo Contabilizado (MNC))

09) Material nuclear - material que comprende los elementos nucleares o sus subproductos (elementos transuraacutenicos (U233) en cualquier forma de asociacioacuten es decir metal liga o combinacioacuten quiacutemica) (pt-BR Material nuclear)

10) Material radiactivo - material que contiene sustancias que emiten espontaacuteneamente radiacioacuten ionizante (pt-BR Material radiativo)

11) Medicina nuclear - especialidad meacutedica que utiliza fuentes no selladas con fines de diagnoacutestico y tratamiento (pt-BR Medicina


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nuclear)

12) Medida de proteccioacuten - medida adoptada para evitar o reducir las dosis de radiacioacuten que podriacutean ser recibidas por la poblacioacuten en condiciones de exposiciones anormales (pt-BR Medida de proteccedilatildeo)

13) Medidor de actividad - instrumento para medir la actividad de los radionucleidos (pt-BR Medidor de atividade)

14) Medidor de referencia - medidor individual de lectura indirecta mantenido alejado de cualquier tipo de radiacioacuten utilizado como base de comparacioacuten para otros medidores en uso en el local de trabajo (pt-BR Medidor de referecircncia)

15) Medidor individual - dispositivo aplicado a la ropa o al cuerpo de una persona para la medicioacuten de dosis de radiacioacuten de acuerdo con las reglas de uso (pt-BR Medidor individual)

16) Miembros del puacuteblico ndash veacutease Individuo del Puacuteblico (pt-BR Membros do puacuteblico)

17) Mina ndash yacimiento en mineriacutea aunque suspendido (pt-BR Mina)

18) Mineral de intereacutes para la energiacutea nuclear - todo mineral que contiene en su composicioacuten uno o maacutes elementos de intereacutes para el desarollo de la industria nuclear (pt-BR Mineral de interesse para a energia nuclear)

19) Mineral esteacuteril - constituyentes sin valor econoacutemico de los depoacutesitos minerales (pt-BR Mineral esteacuteril)

20) Mineral nuclear - mineral que contenga en su composicioacuten uno o maacutes elementos nucleares (pt-BR Mineral nuclear)

21) Mineral nuclear en rocas ndash mineral nuclear cuyo elemento o elementos nucleares ocurren en proporcioacuten y condiciones tales que permitan su explotacioacuten econoacutemica (pt-BR Mineacuterio nuclear)

22) Mineral radioactivo - todo mineral que contiene en su composicioacuten los elementos nucleares en proporciones y condiciones que no permiten su explotacioacuten econoacutemica (pt-BR Mineral radioativo)

23) Mineriacutea (proceso Minero) - conjunto de operaciones


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coordinadas objetivando todas las etapas del aprovechamiento industrial de un yacimiento mineral hasta el beneficiamiento del mineral (pt-BR Lavra)

24) Monitor de radiacioacuten (o simplemente monitor) - medidor de radiacioacuten que tiene tambieacuten la funcioacuten de proporcionar sentildeales de advertencia o alarma en situaciones especiacuteficas (pt-BR Monitor de radiaccedilatildeo (ou simplesmente monitor))

25) Monitoreo ambiental - medicioacuten continua perioacutedica o especial del impacto radioloacutegico sobre el medio ambiente debido a una praacutectica particular Puede incluir la medicioacuten directa de la radiacioacuten a traveacutes de medidores el monitoreo de los efluentes liberados por una planta o la recoleccioacuten y el monitoreo de muestras ambientales (pt-BR Monitoraccedilatildeo ambiental)

26) Monitoreo de aacuterea - monitoreo de ciertas aacutereas de la instalacioacuten incluyendo la medicioacuten de las cantidades relacionadas con los campos externos de radiacioacuten contaminacioacuten de superficies y contaminacioacuten atmosfeacuterica (pt-BR Monitoraccedilatildeo de aacuterea)

27) Monitoreo individual - monitoreo de la dosis externa contaminacioacuten o la incorporacioacuten de radionucleidos en los individuos (pt-BR Monitoraccedilatildeo individual)

28) Monitoreo o monitoramiento - seguimiento por medio de instrumentos y procedimientos operacionales de la presencia y de la actividad de los radionucleidos en las personas en un compartimento especiacutefico de una instalacioacuten o en materiales especiacuteficos Su objetivo puede ser el control de la contaminacioacuten o la evaluacioacuten de la exposicioacuten a la radiacioacuten incluyendo la interpretacioacuten de los resultados (pt-BR Monitoraccedilatildeo ou monitoramento)

29) Muestreo de aire - seleccioacuten de muestras de aire para medir la radiactividad de gases aerosoles o partiacuteculas presentes en el aire (pt-BR Amostragem de ar)


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NN

01) Nivel de accioacuten - valor de tasa de dosis o de concentracioacuten de actividad de radionucleiacutedos adoptado en situaciones de emergencia o de exposicioacuten croacutenica y establecido basado en modelo de la exposicioacuten realista de la situacioacuten Si se observan valores por encima de este nivel se deben adoptar acciones protectoras o remediadoras tales que su adopcioacuten implica en certeza de cumplimiento con el nivel de intervencioacuten correspondiente (pt-BR Niacutevel de accedilatildeo)

02) Nivel de dispensa - valor establecido por la CNEN para el cual las fuentes de radiacioacuten con concentracioacuten de actividad o actividad total igual o inferior a este valor puedan ser dispensadas de control reglamentario (pt-BR Niacutevel de dispensa)

03) Nivel de exencioacuten - valor establecido por la CNEN para el cual fuentes de radiacioacuten con una concentracioacuten de actividad actividad total tasa de dosis o energiacutea de radiacioacuten igual o inferior a este valor pueden ser consideradas exentas de controles reglamentarios (pt-BR Niacutevel de isenccedilatildeo)

04) Nivel de intervencioacuten - nivel de dosis evitable que conduce a la implementacioacuten de una accioacuten remediadora o protectora especiacutefica en una situacioacuten de emergencia o de exposicioacuten croacutenica (pt-BR Niacutevel de intervenccedilatildeo)

05) Nivel de investigacioacuten - nivel de referencia que cuando alcanzado o superado es necesario evaluar las causas y consecuencias de los hechos que llevaron a alcanzar ese nivel y proponer acciones correctivas (pt-BR Niacutevel de investigaccedilatildeo)

06) Nivel de radiacioacuten - tasa de dosis equivalente expresada en milisievert por hora (pt-BR Niacutevel de radiaccedilatildeo)

07) Nivel de referencia - nivel de dosis o cantidad relacionada con ella establecido o autorizado por la CNEN a fin de determinar las acciones a ser desarrolladas cuando ese nivel sea alcanzado o se prevea que sea excedido Incluye los niveles de registro


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investigacioacuten y accioacuten de intervencioacuten (pt-BR Niacutevel de referecircncia)

08) Nivel de referencia de diagnoacutestico - valor de una cantidad especiacutefica en la praacutectica de diagnoacutestico para exaacutemenes tiacutepicos en grupos de pacientes adultos establecido con base en buenas praacutectica meacutedicas y de proteccioacuten radioloacutegica (pt-BR Niacutevel de referecircncia de diagnoacutestico)

09) Nivel de registro - valor de dosis o cantidad relacionada con ella obtenido en un programa de monitoreo cuya magnitud sea relevante para justificar su registro (pt-BR Niacutevel de registro)

10) Nivel operacional - nivel de dosis o cantidad relacionada con ella establecido por el titular basado en los niveles de referencia y en la aplicacioacuten de procesos de optimizacioacuten Debe ser igual o inferior a los liacutemites de dosis adoptados por la CNEN (pt-BR Niacutevel operacional)

11) No conformidad - deficiencia de caracteriacutesticas documentacioacuten o procedimientos que hacen inaceptable o indeterminada la calidad de un iacutetem (pt-BR Natildeo conformidade)

NtildeNtilde

OO

01) Operacioacuten inicial - conjunto de actividades de comisionamiento realizadas con el uso de material nuclear para confirmar las bases de proyecto y demostrar cuando factible que la instalacioacuten es capaz de soportar los transitorios previstos y los


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accidentes postulados (pt-BR Operaccedilatildeo inicial)

02) Operacioacuten normal - operacioacuten que incluye todas las condiciones y eventos que puedan ocurrir en el curso de la operacioacuten pretendida cuando realizada bajo los controles administrativos y procedimientos especificados en las condiciones liacutemites de operacioacuten sin ocurrencias que puedan afectar a la seguridad (pt-BR Operaccedilatildeo normal)

03) Operador de reactor - persona con certificacioacuten de calificacioacuten expedida por la CNEN que maneja los controles de un reactor nuclear como parte de sus actividades funcionales (pt-BR Operador de reator)

04) Organizacioacuten operadora - persona juriacutedica con autorizacioacuten para operar la instalacioacuten (pt-BR Organizaccedilatildeo operadora)

05) Organizacioacuten operadora (o simplemente operadora) - una persona juriacutedica con la autorizacioacuten para explotacioacuten o desmantelamiento de las instalaciones (pt-BR Organizaccedilatildeo operadora (ou simplesmente operadora))

06) Oacutergano de ejecucioacuten seccional - oacuterganos y entidades federales provinciales municipales y privados que reciben atribuciones directas para la ejecucioacuten de proyectos y actividades del Programa Nuclear Brasilentildeo (pt-BR Oacutergatildeo de execuccedilatildeo seccional)

07) Oacutergano de Supervisioacuten Teacutecnica Independiente - entidad acreditada por la CNEN para realizar de forma independiente las actividades de garantiacutea de calidad (pt-BR Oacutergatildeo de Supervisatildeo Teacutecnica Independente (OSTI))

08) Oacutergano regulador - entidad designada por el gobierno de un paiacutes como autoridad legal para conducir un proceso de reglamentacioacuten incluso expedir suspender o cancelar autorizaciones y licencias (pt-BR Oacutergatildeo regulador)


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PP

01) Patroacuten de referencia - patroacuten generalmente de la maacutes alta calidad metroloacutegica disponible en un lugar determinado o en una determinada organizacioacuten desde el cual se derivan las mediciones ejecutadas en esos locales (pt-BR Padratildeo de referecircncia)

02) Plan de Emergencia Local - plan elaborado y implementado por el titular de la instalacioacuten cubriendo un aacuterea de su propiedad que contiene todas las medidas planeadas para ser desarrolladas objetivando la seguridad de la poblacioacuten en caso de accidente radioloacutegico (pt-BR Plano de Emergecircncia Local (PEL))

03) Plan Final de Desmantelamiento - documento requerido para la licencia de una planta nucleoeleacutectrica que define la estrategia a seguir en el desmantelamiento de la central (pt-BR Plano Final de Descomissionamento)

04) Plan de Proteccioacuten Fiacutesica - documento sigiloso que describe la proteccioacuten fiacutesica de una instalacioacuten en particular de conformidad con los requisitos de la CNEN (pt-BR Plano de Proteccedilatildeo Fiacutesica (PPF))

05) Plan de Proteccioacuten Radioloacutegica - documento sigiloso para fines de licenciamiento de la instalacioacuten que establece las acciones de proteccioacuten radioloacutegica para ser implementadas por el sector de proteccioacuten radioloacutegica (pt-BR Plano de Proteccedilatildeo Radioloacutegica (PR))

06) Plan Preliminar de Desmantelamiento - documento requerido para la licencia de una planta nucleoeleacutectrica que indica de manera preliminar la estrategia para el desmantelamiento de la central (pt-BR Plano Preliminar de Descomissionamento)

07) Planta de enriquecimiento isotoacutepico ndash instalacioacuten nuclear que abarca a los sistemas componentes y estructuras necesaacuterios para aumentar la concentracioacuten de U235 Los principales procesos utilizados para la separacioacuten isotoacutepica usados para el enriquecimiento de uranio son difusioacuten gaseosa y centrifugadora


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por gas (pt-BR Usina de enriquecimento isotoacutepico)

08) Planta de procesamiento mineral - planta en la cual ocurre el procesamiento del mineral concentraacutendose la sustancia o elemento quiacutemico de intereacutes (pt-BR Usina de beneficiamento)

09) Planta de produccioacuten de hexafluoruro de uranio o planta de conversioacuten - instalacioacuten nuclear que abarca sistemas componentes y estructuras necesarios para la conversioacuten (ldquoyellow cakerdquo) en hexafluoruro de uranio (pt-BR Usina de produccedilatildeo de hexafluoreto de uracircnio ou usina de conversatildeo)

10) Planta de reprocesamiento - instalacioacuten nuclear que abarca sistemas componentes y estructuras necesarias para la separacioacuten recuperacioacuten almacenamiento y manipulacioacuten de materiales nucleares fisionables y feacutertiles subproductos y desecho de materiales o combustibles nucleares irradiados para uso posterior (pt-BR Usina de reprocessamento)

11) Planta nucleoeleacutectrica - instalacioacuten fija equipada con un uacutenico reactor nuclear para la produccioacuten de energiacutea eleacutectrica (pt-BR Usina nucleoeleacutetrica (ou simplesmente usina))

12) Posicioacuten de seguridad - condicioacuten del irradiador y de la fuente sellada de radiografiacutea gamma en que la misma estaacute adecuadamente blindada y el irradiador se convierte en inoperable por dispositivo de bloqueo u otros medios (pt-BR Posiccedilatildeo de seguranccedila)

13) Praacutectica - toda actividad humana que implique aumentar la probabilidad de exposicioacuten de personas o del nuacutemero de personas expuestas a radiacioacuten ionizante (pt-BR Praacutetica)

14) Principio de falla segura - dispositivo o condicioacuten de proyecto que desencadena automaacuteticamente acciones dirigidas a la seguridad en caso de falla de un sistema o componente (pt-BR Princiacutepio de falha segura)

15) Problemas de seguridad no evaluados - problemas derivados de modificaciones pruebas ensayos o experimentos que a) puedan aumentar la probabilidad de ocurrencia o consecuencia de accidentes o mal funcionamiento de elementos importantes para la seguridad evaluados en el RFAS b) puedan crear la posibilidad de accidentes o de mal


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funcionamiento distintos de los evaluados en el RFAS c) reduzcan el margen de seguridad definido en las bases de

proyecto para cualquier especificacioacuten teacutecnica (pt-BR Problemas de seguranccedila natildeo avaliados)

16) Proceso - conjunto de actividades que permite la transformacioacuten de un insumo en un producto servicio o resultado (pt-BR Processo)

17) Proceso de reprocesamiento - conjunto de operaciones necesarias para la retirada de los productos de fisioacuten y la recuperacioacuten de material feacutertil y fisionable de combustibles nucleares despueacutes de su utilizacioacuten en un reactor con miras a su reutilizacioacuten (pt-BR Processo de reprocessamento)

18) Programa de Garantiacutea de Calidad - documento para fines de licenciamiento que describe o presenta los compromisos para el establecimiento del Sistema de Garantiacutea de Calidad de una organizacioacuten (pt-BR Programa de Garantia da Qualidade (PGQ))

19) Programa Nuclear Brasilentildeo ndash un conjunto de actividades relacionadas con el uso para fines paciacuteficos de la energiacutea nuclear de acuerdo con la orientacioacuten control y supervisioacuten del Gobierno Federal (pt-BR Programa Nuclear Brasileiro (PNB))

20) Proteccioacuten contra Incendio - un conjunto de actividades y elementos relacionados para fines de prevencioacuten deteccioacuten alarma combate confinamiento y minimizacioacuten de dantildeos por incendio (pt-BR Proteccedilatildeo contra Incecircndio (PI))

21) Proteccioacuten Fiacutesica - conjunto de medidas para a) evitar actos de sabotaje contra materiales equipos e

instalaciones b) impedir la retirada no autorizada de material en particular

material nuclear c) proveer medios para raacutepida localizacioacuten y recuperacioacuten de

material desviado y d) defensa del patrimonio y de la integridad fiacutesica del personal de

una instalacioacuten (pt-BR Proteccedilatildeo Fiacutesica (PF))

22) Proteccioacuten radioloacutegica (o radioproteccioacuten) - conjunto de medidas destinadas a proteger a las personas contra los posibles efectos indeseables causados por la radiacioacuten ionizante (pt-BR Proteccedilatildeo radioloacutegica (ou radioproteccedilatildeo))


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QQ

RR

01) Radiacioacuten de fuga - radiacioacuten que no pertenece al haz uacutetil de radiacioacuten procedente de una fuente sellada y que pasa a traveacutes de su blindaje o involucro (pt-BR Radiaccedilatildeo de fuga)

02) Radiacioacuten ionizante (o radiacioacuten) - cualquier partiacutecula o radiacioacuten electromagneacutetica que al interactuar con la materia desplaza electrones de los aacutetomos o moleacuteculas produciendo iones (pt-BR Radiaccedilatildeo ionizante (ou radiaccedilatildeo))

03) Radiodiagnoacutestico - aplicacioacuten meacutedica de la radiacioacuten ionizante para fines de diagnoacutestico de enfermedades (pt-BR Radiodiagnoacutestico)

04) Radiofaacutermaco - sustancia radiactiva producida para uso en medicina nuclear o radiodiagnoacutestico (pt-BR Radiofaacutermaco)

05) Radiografiacutea industrial - ensayo no destructivo de materiales utilizando fuente de radiacioacuten (pt-BR Radiografia industrial)

06) Radioterapia - aplicacioacuten meacutedica de la radiacioacuten ionizante con fines terapeacuteuticos (pt-BR Radioterapia)

07) Reactor nuclear (o simplemente reactor) - instalacioacuten nuclear conteniendo combustible nuclear donde puede ocurrir un proceso autosostenido y controlado de fisioacuten nuclear (pt-BR Reator nuclear (ou simplesmente reator))

08) Reactor nuclear de agua a presioacuten (PWR) - reactor de potencia en el cual el calor se transfiere desde el nuacutecleo hacia un


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intercambiador de calor por medio de agua mantenida bajo alta presioacuten en el sistema primario y que genera vapor en un circuito secundario el cual mueve las turbinas (pt-BR Reator nuclear a aacutegua pressurizada (PWR))

09) Reactor nuclear de agua ligera - reactor que utiliza agua comuacuten como refrigerante incluyendo reactor de agua en ebullicioacuten (BWR) y reactores de agua a presioacuten (PWR) (pt-BR Reator nuclear a aacutegua leve)

10) Reactor nuclear de ensayo - reactor proyectado especialmente para ensayar el comportamiento de materiales y componentes bajo flujos de radiaciones ionizantes y condiciones de temperatura habituales en reactores de potencia (pt-BR Reator nuclear de teste)

11) Reactor nuclear de investigacioacuten - reactor nuclear proyectado especiacuteficamente para fines de investigacioacuten y que no sea clasificado como reactor de ensayo (pt-BR Acidente)

12) Reactor nuclear de potencia - reactor nuclear destinado a generar energiacutea eleacutectrica o calor para procesos industriales (pt-BR Reator nuclear de potecircncia)

13) Redundancia - existencia de maacutes de una forma de cumplir una determinada funcioacuten Esas formas de cumplimiento no son necesariamente ideacutenticas (pt-BR Redundacircncia)

14) Regioacuten de intereacutes - espacio territorial inicialmente identificado en el proceso de seleccioacuten y eleccioacuten de sitios para construccioacuten de una instalacioacuten en una determinada regioacuten (pt-BR Regiatildeo de interesse)

15) Remitente - cualquer persona fiacutesica o juriacutedica asiacute nombrada en los documentos reglamentarios con los cuales presenta una expedicioacuten para el transporte (pt-BR Expedidor)

16) Reprocesamiento - conjunto de operaciones necesaacuterias para la retirada de los productos de fisioacuten y la recuperacioacuten de material feacutertil y fisionable de combustibles nucleares despueacutes de su utilizacioacuten en un reactor con miras a su reutilizacioacuten (pt-BR Reprocessamento)

17) Reproducibilidad (de los resultados de medicioacuten) - grado de concordancia entre los resultados de las mediciones de un mismo mensurando efectuadas bajo condiciones variadas de


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medicioacuten (pt-BR Reprodutibilidade (dos resultados de mediccedilatildeo))

18) Requeriente - persona fiacutesica o juriacutedica autorizada por Ley que requiere a la CNEN aprobacioacuten licencia autorizacioacuten o cualquier otro acto administrativo previsto en Norma (pt-BR Requerente)

19) Residuo radioactivo (o simplemente residuo) - cualquier sustancia restante generada en instalaciones nucleares o radiactivas que contenga radionucleidos y para la cual la reutilizacioacuten es posible en conformidad con los requisitos de proteccioacuten radioloacutegica establecidos por la CNEN (pt-BR Resiacuteduo radioativo (ou simplesmente resiacuteduo))

20) Restriccioacuten de dosis ndash valor inferior al liacutemite de dosis establecido por la CNEN como una restriccioacuten prospectiva en las dosis individuales relacionadas con una determinada fuente de radiacioacuten ionizante utilizado como liacutemite superior en el proceso de optimizacioacuten relativo a esta fuente (pt-BR Restriccedilatildeo de dose)

21) Revestimiento del combustible - envoltorio directamente adyacente al combustible nuclear protegieacutendolo del ambiente quiacutemicamente activo y impidiendo la salida de los productos de fisioacuten (pt-BR Revestimento do combustiacutevel)

22) Riesgo - (1) expresioacuten resultante de la frecuencia de ocurrencia de determinado evento por una determinada consecuencia que esto pueda causar (2) probabilidad de que ocurra un efecto especiacutefico en la salud de una persona o grupo de personas como resultado de su exposicioacuten a la radiacioacuten (pt-BR Risco)

SS

01) Sabotaje - cualquier acto deliberado contra una instalacioacuten


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capaz de directa o indirectamente poner en peligro la salud y la seguridad de los trabajadores y del puacuteblico en general o causar un impacto econoacutemico o social (pt-BR Sabotagem)

02) Sala de control - compartimiento que contiene los controles y la instrumentacioacuten necesarios para el control de las condiciones operacionales del reactor y de los sistemas auxiliares para garantizar su funcionamiento y parada confiables y seguras en condiciones normales anormales y de accidentes (pt-BR Sala de controle)

03) Segregacioacuten - el proceso de separar o mantener separados los desechos radiactivos de los no radiactivos al igual que separar o mantener separados los desechos radiactivos de acuerdo con caracteriacutesticas radioloacutegicas quiacutemicas y o fiacutesicas Tiene como objetivo reducir el volumen de desecho radiactivo generado facilitar su manejo y posterior tratamiento (pt-BR Segregaccedilatildeo)

04) Seguridad nuclear - obtencioacuten de condiciones operacionales prevencioacuten y control de accidentes o mitigacioacuten apropiada de consecuencias de accidentes resultando en proteccioacuten de individuos ocupacionalmente expuestos el puacuteblico y el medio ambiente contra los riesgos indebidos de la radiacioacuten La seguridad es obtenida mediante un conjunto de medidas de caraacutecter teacutecnico y administrativo incluido en el proyecto la construccioacuten el comisionamiento la operacioacuten el mantenimiento y el descomisionamiento de una instalacioacuten (pt-BR Seguranccedila nuclear)

05) Semidesintegracioacuten - tiempo necesario para que la actividad de un material radiactivo disminuya a la mitad como resultado de un proceso de desintegracioacuten radiactiva (pt-BR Meia-vida)

06) Semidesintegracioacuten bioloacutegica - tiempo necesario para que la cantidad de un cierto material dentro de un tejido oacutergano parte del cuerpo o cualquiera otra sistema especiacutefico disminuya a la mitad como resultado de procesos bioloacutegicos (pt-BR Meia-vida bioloacutegica)

07) Separacioacuten isotoacutepica - proceso de separacioacuten fiacutesica de los diferentes isoacutetopos de un determinado elemento quiacutemico que modifica sus abundancias relativas (pt-BR Separaccedilatildeo isotoacutepica)

08) Severidad - consecuencia de un modo de falla considerando el peor escenario potencial que se determina por el grado de lesioacuten


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dantildeos a la propiedad o al sistema (pt-BR Severidade)

09) Siacutembolo internacional de la radiacioacuten ionizante - siacutembolo utilizado internacionalmente para indicar la presencia de radiaciones ionizantes Veacutease la figura a continuacioacuten (pt-BR Siacutembolo internacional da radiaccedilatildeo ionizante)

A= amarillo

M = Magenta o puacuterpura

10) Simulador de tejido - material que tiene las mismas caracteriacutesticas que el tejido humano con respecto a la absorcioacuten y dispersioacuten de la radiacioacuten ionizante (pt-BR Simulador de tecido)

11) Sistema de Barrage de Desechos - sistema incluyendo la barrage la fundacioacuten las hombreras y el depoacutesito de desechos (pt-BR Sistema de Barragem de Rejeitos (SBR))

12) Sistema de confinamiento (para reactores nucleares) - barreras y sistemas asociados incluyendo ventilacioacuten que separan de aacutereas que contengan sustancias radiactivas el medio ambiente o aacutereas interiores donde se preveacuten normalmente niveles de radiactividad maacutes pequentildeos que aquellos para los cuales la barrera es disentildeada para confinar (pt-BR Sistema de confinamento)

13) Sistema de confinamiento (para transporte) - Conjunto del material fisionable y por los componentes de su embalaje especificados por el disentildeador y aprobado por la autoridad competente con el objetivo de mantener el sistema subcriacutetico (pt-BR Sistema de confinamento (para transporte))


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14) Sistema de Garantiacutea de Calidad - conjunto de medidas desarrolladas por una organizacioacuten necesario para la implementacioacuten eficaz de medidas de garantiacutea de calidad en un emprendimiento o en cada una de sus etapas Promueve la integracioacuten de elementos relacionados con la planificacioacuten estrateacutegica estructura organizativa definicioacuten de responsabilidades y atribuciones de los individuos o grupos adopcioacuten de procedimientos administrativos y ejecutivos requeridos uso de meacutetodos y procesos apropiados y disponibilidad de recursos materiales y humanos (pt-BR Sistema de Garantia da Qualidade (SGQ))

15) Sistema primario - sistema de refrigeracioacuten del reactor (pt-BR Sistema primaacuterio)

16) Sistema secundario - en un reactor se compone de tubos del generador de vapor turbina condensador y tuberiacuteas correspondientes bombas y calentadores utilizados para convertir la energiacutea teacutermica del sistema de refrigeracioacuten del reactor en energiacutea mecaacutenica para la generacioacuten de electricidad Maacutes comuacutenmente utilizado para reactores de agua a presioacuten (pt-BR Sistema secundaacuterio)

17) Sistemas de refrigeracioacuten de emergencia del nuacutecleo - componentes de los sistemas del reactor (bombas vaacutelvulas intercambiadores de calor tanques y tuberiacuteas) especiacuteficamente proyectados para remover el calor residual de las varillas de combustible del reactor en caso de falla del sistema normal de refrigeracioacuten (sistema de refrigeracioacuten del reactor) (pt-BR Sistemas de refrigeraccedilatildeo de emergecircncia do nuacutecleo)

18) Sistemas de seguridad (de un reactor nuclear) - sistemas y componentes de la instalacioacuten cuyas funciones son garantizar en cualquier condicioacuten la parada segura de la unidad remocioacuten del calor residual o limitacioacuten de las consecuencias de ocurrencias operacionales previstas en condiciones de accidente (pt-BR Sistemas de seguranccedila (de um reator nuclear))

19) Situacioacuten de emergencia - veacutease Emergencia (pt-BR Situaccedilatildeo de emergecircncia)

20) Sobreembalaje (o simplemente paquete overpack en el trato internacional) - volumen tal como una caja o bolsa utilizado por un uacutenico expedidor para que el enviacuteo de uno o varios voluacutemenes sean consolidados en una unidad manejable para


53

conveniencia de manejo acondicionamiento y transporte (pt-BR Sobreembalagem (ou simplesmente pacote ldquooverpackrdquo no trato internacional))

21) Subproducto - (1) cualquier material radiactivo (con excepcioacuten de material nuclear especial) generado o que se transformoacute en radiactivo a traveacutes de la exposicioacuten a la radiacioacuten incidente en un proceso de produccioacuten o utilizacioacuten de material nuclear especial (como en un reactor) o (2) los residuos producidos por la extraccioacuten o concentracioacuten de mineral de uranio o torio (pt-BR Subproduto)

22) Supervisor de proteccioacuten radioloacutegica - individuo con certificacioacuten de calificacioacuten emitido por la CNEN en el aacutembito de su actuacioacuten (pt-BR Supervisor de proteccedilatildeo radioloacutegica)

TT

01) Tasa de quema - relacioacuten entre la energiacutea generada por fisioacuten

nuclear y la masa de material fisionable gastada para generar esta energiacutea (pt-BR Taxa de queima)

02) Teleterapia - radioterapia con grandes distancias entre la fuente de radiacioacuten y el paciente en comparacioacuten con las dimensiones del tejido irradiado bajo tratamiento (pt-BR Teleterapia)

03) Titular - el responsable legal de la institucioacuten o instalacioacuten para la cual fue concedida por la CNEN una licencia permiso u otras medidas administrativas de caraacutecter semejante (pt-BR Titular)

04) Torio natural - Torio quiacutemicamente procesado o no con la distribucioacuten isotoacutepica natural (pt-BR Toacuterio natural)

05) Transitorio (o transicioacuten) - evento en el cual los paraacutemetros fiacutesicos que caracterizan un proceso - como la temperatura yo presioacuten del sistema de refrigeracioacuten del reactor - variacutean en el tiempo Transitorios pueden ser causados por (1) adicioacuten o


54

eliminacioacuten de veneno (2) aumento o disminucioacuten de la carga eleacutectrica en el generador de la turbina o (3) condiciones de accidente (pt-BR Transiente (ou transitoacuterio))

06) Transitorio previsto sin parada raacutepida (scram) - accidente rotulado como peores casos adoptado en el proyecto de la instalacioacuten que ocurre si el sistema de parada del reactor fallar durante un transitorio esperado (pt-BR Transiente esperado sem desligamento raacutepido (ldquoscramrdquo))

07) Transporte atmosfeacuterico - movimiento de la nube de efluentes conjuntamente con el aire (pt-BR Transporte atmosfeacuterico)

08) Transporte de material radiactivo (o simplemente Transporte) - todas las operaciones y condiciones asociadas e involucradas en la circulacioacuten de material radiactivo de un sitio a otro (pt-BR Transporte de material radioativo (ou simplesmente Transporte))

09) Transportista - cualquier persona fiacutesica o juriacutedica propietaria o explotadora de la unidad de transporte responsable de la realizacioacuten del transporte de materiales radiactivos El teacutermino abarca tanto los transportistas contratados como el propio transportista (pt-BR Transportador)

UU

01) Uranio altamente enriquecido - uranio que contiene 20 o maacutes del isoacutetopo U235 (pt-BR Uracircnio altamente enriquecido)

02) Uranio empobrecido - uranio que contiene un porcentaje de U235 inferior al del uranio natural (pt-BR Uracircnio empobrecido)

03) Uranio enriquecido - uranio que contiene un porcentaje de U235 superior al 072(pt-BR Uracircnio enriquecido)

04) Uranio natural - uranio ocurriendo naturalmente que contiene una distribucioacuten isotoacutepica de aproximadamente 9928


55

U238 y 071 U235 (pt-BR Uracircnio natural)

VV

01) Validacioacuten - conjunto de actividades que demuestran que los

programas de computadora presentan resultados correctos teniendo en cuenta los datos de entrada (pt-BR Validaccedilatildeo)

02) Variacioacuten de inventario (o simplemente Variacioacuten) - aumento o disminucioacuten de material nuclear en una aacuterea de balance de material (pt-BR Variaccedilatildeo de inventaacuterio (ou simplesmente Variaccedilatildeo))

03) Varilla de combustible (o simplemente Varilla) - componente del elemento combustible constructivamente independiente que contiene el combustible nuclear de manera estanca (pt-BR Vareta combustiacutevel - (ou simplesmente Vareta))

04) Veneno nuclear (o simplemente Veneno) - sustancia que debido a su gran seccioacuten transversal de absorcioacuten de neutrones reduce la reactividad del nuacutecleo de un reactor (pt-BR Veneno nuclear (ou simplesmente Veneno))

05) Verificacioacuten del cumplimiento ndash programa sistemaacutetico de medidas aplicadas por la CNEN con el objetivo de asegurar que los requisitos de una norma se cumplen en la praacutectica (pt-BR Garantia de conformidade)

06) Vigilancia - observacioacuten permanente realizada por personas animales o aparatos eleacutectricos electromecaacutenicos o electroacutenicos (pt-BR Vigilacircncia)


56

WW

XX

YY

01) Yellow cake - diuranato de amonio (DUA) o otro producto

resultante del proceso de extraccioacuten de uranio presentando color amarillo brillante Este material es embalado en bidones y enviado a una planta de conversioacuten para produccioacuten de hexafluoruro de uranio (UF6) en el proceso de fabricacioacuten del combustible nuclear (pt-BR ldquoYellow cakerdquo)

ZZ

01) Zona de acciones preventivas - aacuterea incluida en el plan de

emergencia de una instalacioacuten nuclear con radio de 3 a 5 km alrededor de la instalacioacuten para la cual se planifican acciones que deberaacuten implementarse de manera urgente y preventiva en el caso de una emergencia (pt-BR Zona de accedilotildees preventivas)


57

02) Zona de aislamiento - aacuterea adyacente a la barrera fiacutesica desprovista de cualquier obstaacuteculo que pueda ocultar o proteger a un individuo o un vehiacuteculo (pt-BR Zona de isolamento)

03) Zona de control ambiental - aacuterea incluida en el plan de emergencia de una instalacioacuten nuclear con un radio de 10 a 25 km alrededor de la instalacioacuten en lacual se preveacute acciones de proteccioacuten del medio ambiente en caso de emergencia (pt-BR Zona de controle ambiental)

04) Zona de Planificacioacuten de Emergencias - zona que abarca aacutereas para las cuales se recomienda planificacioacuten de acciones inmediatas y efectivas a ser implementadas para proteger el puacuteblico en caso de accidente nuclear o radioloacutegico (pt-BR Zona de Planejamento de Emergecircncia (ZPE))


58

5 - Siglas

ABACC Agencia Brasilentildeo-Argentina de Contabilidad y Control de Materiales Nucleares

OIEA Organismo Internacional de Energiacutea Atoacutemica

ALARA As Low As Reasonably Achievable (Tan bajo como razonablemente posible)

AMP Accidente Maacuteximo Postulado

AOC Autorizacioacuten para Comisionamento

AOI Autorizacioacuten para Operacioacuten Inicial

AOP Autorizacioacuten para Operacioacuten Permanente

APR Accidente de Peacuterdida de Refrigerante

AUMAN Autorizacioacuten para Utilizacioacuten de Material Nuclear

BAE Baja Actividad Especiacutefica

BWR Boiling Water Reactor (Reactor de Agua en Ebullicioacuten)

CAIAS Certificado de Aprobacioacuten del Informe de Anaacutelisis de Seguridad

CGD Criterios Generales de Disentildeo

IMP Inundacioacuten Maacutexima Aceptable

CNAAA Central Nuclear Almirante Aacutelvaro Alberto

CNEN Comisioacuten Nacional de Energiacutea Nuclear

DRS Directoria de Radioproteccioacuten y Seguridad Nuclear

END Ensayo No Destructivo

Euratom European Atomic Energy Community (Comunidad Europea de la Energiacutea Atoacutemica)


59

IAEA International Atomic Energy Agency (ver OIEA)

ICRP International Commission on Radiological Protection (Comisioacuten Internacional de Proteccioacuten Radioloacutegica)

INES International Nuclear Event Scale (Escala Internacional de Evento Nuclear)

INMETRO Instituto Nacional de Metrologiacutea y Calidad Industrial

IOE Individuo Ocupacionalmente Expuesto

IRD Instituto de Radioproteccioacuten y Dosimetriacutea

IT Iacutendice de Transporte

LNMRI Laboratorio Nacional de Metrologiacutea de las Radiaciones Ionizantes

MNC Material No Contabilizado

NRC Nuclear Regulatory Commission (Organismo Regulador Nuclear de los Estados Unidos de la Ameacuterica)

OCS Objeto Contaminado Superficialmente

OIO Ocurrencia de Informe Obligatoacuterio

OSTI Oacutergano de Supervisioacuten Teacutecnica Independiente

PEL Plan de Emergeacutencia Local

PF Proteccioacuten Fiacutesica

PGC Programa de Garantiacutea da Calidad

PI Proteccioacuten contra Incendio

PNB Programa Nuclear Brasilentildeo

PPF Plan de Proteccioacuten Fiacutesica

PPI Plan de Proteccioacuten contra Incendio


60

PPPI Plan Preliminar de Proteccioacuten contra Incendio

PPR Plan de Proteccioacuten Radioloacutegica

PWR Pressurized Water Reactor (Reactor de Agua a Presioacuten)

IAO Informe Anual de Operacioacuten

IAS Informe de Anaacutelisis de Seguridad

IFAS Informe Final de Anaacutelisis de Seguridad

IMO Informe Mensual de Operacioacuten

IOI Informe de Operaiones Iniciales

IPAS Informe Preliminar de Anaacutelisis de Seguridad

IPNT Informe do Proyecto Nuclear y Termohidraacuteulico

ISDDE Informe Semestral de Desechos y Descarga de Efluentes

SPD Sistema de Presa de Desechos

SGC Sistema de Garantiacutea de la Calidad

SIPRON Sistema de Proteccioacuten al Programa Nuclear Brasilentildeo

ZPE Zona de Planificacioacuten de Emergeacutencia


61

6 - Apeacutendice Magnitudes y Unidades de Radiacioacuten Ionizante

Fuente Adaptado de LNMRIIRD - Diciembre de 2002

Cuadro 1 Magnitudes de Radioactividad

MAGNITUD SIMB UNIDAD DEFINICIOacuteN

Actividad A Becquerel

Bq = s-1

Es el cociente dN dt de una cantidad de nuacutecleos radiactivos en un estado de energiacutea en particular donde dN es el valor esperado del nuacutemero de transformaciones nucleares espontaacuteneas de ese estado de energiacutea en el intervalo de tiempo dt

A = dN dt

Coeficiente de conversioacuten interna α -

Es la relacioacuten entre la probabilidad de emisioacuten de electrones de conversioacuten y la probabilidad de emisioacuten gama total de un nuacutecleo en un determinado estado de energiacutea o en uno de sus estados excitados

α = λe λγ

Como el electroacuten expulsado puede pertenecer a la capa K L M etc el coeficiente de conversioacuten es igual a

α = αK + αL + αM +

Constante de desintegracioacuten λ s-1

Es el cociente dP DT donde dP es la probabilidad de un nuacutecleo en transicioacuten nuclear espontaacutenea en un determinado estado de energiacutea en un intervalo de tiempo dt

Tambieacuten es conocida como la constante de desintegracioacuten

λ = dP dt

Constante de desintegracioacuten

parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1

Es la probabilidad de un mismo radionucleido en un determinado estado de energiacutea decaer por unidad de tiempo por emisioacuten de radiaciones alfa beta o de otro modo de desintegracioacuten como la captura de electrones y fisioacuten espontacircnea

λ = λα + λβ +

Constante de tasa de kerma em

el aire Γδ m2GyBq-1s-1

Es el cociente l 2Ќδ A donde Ќδ es la tasa de kerma en el aire debido a fotones con energiacutea superior a δ a una distancia l de una fuente puntual de uno radionucleido con actividad A

Γδ = l 2 Ќδ A

Periacuteodo de semidesintegracioacuten T12

s h a

Es el intervalo de tiempo necesario para que el nuacutemero inicial de nuacutecleos radiactivos en una muestra en un particular estado de energiacutea se reduzca agrave la mitad

T12 = ln2 λ

Probabilidad de transicioacuten Pα s-1 Es la probabilidad de emisioacuten de radiacioacuten alfa beta o gamma

por unidad de tiempo de un determinado estado nuclear


62

Cuadro 2 Magnitudes Radiomeacutetricas

Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a

Es la media ponderada de los tiempos de vida o esperanza de vida de cada radionucleido en la muestra y corresponde al tiempo necesario para el nuacutemero de nuacutecleos radiactivos en una muestra disminuir de un factor 1e

τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia

Φ m-2 Es el cociente del nuacutemero de partiacuteculas incidentes dN sobre una esfera de seccioacuten de aacuterea da

Φ = dN da


63

Cuadro 3 Coeficientes de Interaccioacuten


Energiacutea media necesaria para

formar un par de iones en un gas

W J

Es el cociente de E por N donde N es el nuacutemero medio de pares de iones que se forman cuando una partiacutecula cargada de energiacutea cineacutetica E es completamente disipada en el gas

W = E N

Su valor generalmente se expresa dividido por la carga e del electroacuten Para el aire We es igual a 3397 J C-1

Poder de frenado maacutesico

total Sρ J m2 kg-1

Es el cociente de dE por ρ dl donde dE es la energiacutea perdida por partiacuteculas cargadas en atravesar una distancia dL en el ρ la densidad del material por las partiacuteculas cargadas de determinado tipo y la energiacutea

S ρ = (1 ρ) (dE dl)

Rendimiento quiacutemico por irradiacioacuten

G mol J-1

Es el cociente de n(x) por ε donde n(x) es la cantidad media de la sustancia X producida destruiacuteda o modificada por la energiacutea depositada ε por la radiacioacuten en la mateacuteria

G(x) = n(x) ε

Seccioacuten eficaz σ m2

Es el cociente de P por Φ donde P es la probabilidad de interaccioacuten para el blanco cuando sometido a una fluencia de partiacutecula incidente cargada o neutra de determinado tipo y energiacutea sobre el blanco para producir una determinada interaccioacuten

σ = P Φ

Transferencia lineal de energiacutea

(TLE) L∆ J m-1

Es el cociente de dE por dl donde dE es la energiacutea perdida por partiacutecula cargada debido a colisiones con electrones cuando recorre la distancia dl menos la suma de las energiacuteas cineacuteticas de todos los electrones perdida con energiacuteas cineacuteticas superiores a ∆

L∆ = [dE dl]∆

El TLE es tambieacuten llamado poder de frenado de la colisioacuten restricto


64

Cuadro 4 Magnitudes Dosimeacutetricas

Cuadro 5 Magnitudes Limitantes Utilizadas em Proteccioacuten Radioloacutegica para Radiacioacuten Externa


Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1

_ _ Es el cociente de dε por dm donde dε es la energiacutea media depositada por la radiacioacuten ionizante en la materia de masa dm en un punto de intereacutes

_ D = dε dm

Exposicioacuten X C kg-1

Es el cociente de dQ por dm donde dQ es el valor absoluto de la carga total de iones de un determinado sentildeal producidos en el aire cuando todos los electrones (negativos y positivos) liberados por los fotones en el aire en una masa dm son completamente frenados en el aire

X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1

Es el cociente dEtr por dm donde dEtr es la suma de todas las energiacuteas cineacuteticas iniciales de todas las partiacuteculas cargadas liberadas por partiacuteculas neutras o fotones incidentes en un material de masa dm

K = dEtr dm


Dosis efectiva E Sievert

Sv = J kg-1

Es la suma ponderada de las dosis equivalentes en todos los tejidos u oacuterganos del cuerpo

E =sumTWT HT

donde WT es el factor de ponderacioacuten para el tejido T y HT es la dosis equivalente que se le atribuye

Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1

Es el valor mediano de la dosis absorbida DTR en un tejido u oacutergano T obtenido sobre todo el tejido u oacutergano T debido a la radiacioacuten R

HT =sumR WR DTR

Donde WR es el factor ponderacioacuten de la radiacioacuten R


65


Cuadro 7 Magnitud de Proteccioacuten Radioloacutegica para Dosimetriacutea Interna


Dosis equivalente ambiental

H(d)

Sievert

Sv = J kg-1

Es el valor de equivalente de dosis en un punto determinado de un campo de radiacioacuten que seriacutea producido por el correspondiente campo expandido y alineado en la esfera ICRU a una profundidad d sobre el radio opuesto a la direccioacuten del campo alineado

Dosis equivalente direccional

Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1

Es el valor de dosis equivalente en un punto determinado de un campo de radiacioacuten que seriacutea producido por el correspondiente campo expandido en la esfera ICRU a una profundidad d sobre un radio en una direccioacuten especificada Ω

Equivalente de dosis personal

Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1

Es el dosis equivalente en un tejido blando a una profundidad d por debajo de un punto especificado del cuerpo


Dosis absorbida comprometida

D

Gray

Gy = J kg-1

Es el valor de la integral de la tasa de dosis absorbida en un determinado tejido u oacutergano que seraacute recibido por un individuo despueacutes de la incorporacioacuten de material radiactivo en su cuerpo por un intervalo de tiempo τ despueacutes de la incorporacioacuten

to + τ

D(τ) =int (dD(t) dt) dt

to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas







2

Publicacioacuten Comissatildeo Nacional de Energia Nuclear ndash CNEN Divisatildeo de Normas ndash DINOR Direccioacuten Rua General Severiano 90 - Botafogo Rio de Janeiro - RJ - Brasil CEP 22290-901 Correo Electroacutenico dinorcnengovbr Teleacutefono 55 (21) 2173-2380 Fax 55 (21) 2173-2383 httpwwwcnengovbr

3

Sumario

1 Objetivo 5

2 Aacutembito 5



A 7

B 12

C 16

CH 19

D 19

E 23

F 29

G 30

H 31

I 31

J 35

K 36

L 36

LL 37

M 37

N 41

Ntilde 42

O 42

4

P 44

Q 47

R 47

S 50

T 53

U 54

V 55

W 56

X 56

Y 56

Z 56

5 Siglas 58


61






64


65


65


5

1 - Objetivo




6









establecido



7


AA










8











9












10











11












12








BB


13











14










15










16



CC







17










18










19

CCHH

DD








20










21













22














23


EE









24











25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas







3

Sumario

1 Objetivo 5

2 Aacutembito 5



A 7

B 12

C 16

CH 19

D 19

E 23

F 29

G 30

H 31

I 31

J 35

K 36

L 36

LL 37

M 37

N 41

Ntilde 42

O 42

4

P 44

Q 47

R 47

S 50

T 53

U 54

V 55

W 56

X 56

Y 56

Z 56

5 Siglas 58


61






64


65


65


5

1 - Objetivo




6









establecido



7


AA










8











9












10











11












12








BB


13











14










15










16



CC







17










18










19

CCHH

DD








20










21













22














23


EE









24











25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas







4

P 44

Q 47

R 47

S 50

T 53

U 54

V 55

W 56

X 56

Y 56

Z 56

5 Siglas 58


61






64


65


65


5

1 - Objetivo




6









establecido



7


AA










8











9












10











11












12








BB


13











14










15










16



CC







17










18










19

CCHH

DD








20










21













22














23


EE









24











25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








5

1 - Objetivo




6









establecido



7


AA










8











9












10











11












12








BB


13











14










15










16



CC







17










18










19

CCHH

DD








20










21













22














23


EE









24











25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








6









establecido



7


AA










8











9












10











11












12








BB


13











14










15










16



CC







17










18










19

CCHH

DD








20










21













22














23


EE









24











25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



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Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

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E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








7


AA










8











9












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BB


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CC







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CCHH

DD








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EE









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29


FF









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(pt-BR Fonte-teste)






GG



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HH


II



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postulado)










33










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JJ


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KK

LL







37



LLLL

MM






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a) el torio











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40









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NN









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NtildeNtilde

OO



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PP









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QQ

RR










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SS



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A= amarillo







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TT








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UU






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VV









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WW

XX

YY



ZZ




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5 - Siglas





















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60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

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Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

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Hrsquo(dΩ)

Sievert

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D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

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J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

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U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








8











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BB


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CC







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CCHH

DD








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EE









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29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



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postulado)










33










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JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

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40









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NN









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NtildeNtilde

OO



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PP









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46















47

QQ

RR










48












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SS



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A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









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WW

XX

YY



ZZ




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5 - Siglas





















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60

















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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


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Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

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Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

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Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

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Sievert

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D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


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1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

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D

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G

H

I

J

K

L

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M

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Ntilde

O

P

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R

S

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U

V

W

X

Y

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5 - Siglas








9












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BB


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CC







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CCHH

DD








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EE









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25











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29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



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postulado)










33










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35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






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a) el torio











39

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40









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NN









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NtildeNtilde

OO



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PP









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46















47

QQ

RR










48












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SS



50










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A= amarillo







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TT








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UU






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VV









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WW

XX

YY



ZZ




57





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5 - Siglas





















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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

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5 - Siglas








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BB


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CC







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CCHH

DD








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EE









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FF









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(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










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JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









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NtildeNtilde

OO



43










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PP









45











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QQ

RR










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SS



50










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A= amarillo







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TT








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UU






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VV









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WW

XX

YY



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5 - Siglas





















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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

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excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


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σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


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HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

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Hrsquo(dΩ)

Sievert

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D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

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U

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X

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5 - Siglas








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BB


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(pt-BR Fonte-teste)






GG



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JJ


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KK

LL







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LLLL

MM






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a) el torio











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NN









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NtildeNtilde

OO



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QQ

RR










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SS



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A= amarillo







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5 - Siglas





















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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


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λ = dP dt


parcial

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λβ

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Γδ = l 2 Ќδ A


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62


Pβ

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Fluencia


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63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


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G mol J-1


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σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


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64




Dosis absorbida D

Gray

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65





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1 - Objetivo

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A

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LL







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LLLL

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NtildeNtilde

OO



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A= amarillo







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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


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T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

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HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

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Sievert

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D

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to + τ


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1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

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F

G

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I

J

K

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LL

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Ntilde

O

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5 - Siglas








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GG



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II



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JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






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a) el torio











39

nuclear)














40









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NN









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NtildeNtilde

OO



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PP









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47

QQ

RR










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SS



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A= amarillo







52









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TT








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UU






55


VV









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WW

XX

YY



ZZ




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5 - Siglas





















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60

















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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








14










15










16



CC







17










18










19

CCHH

DD








20










21













22














23


EE









24











25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








15










16



CC







17










18










19

CCHH

DD








20










21













22














23


EE









24











25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








16



CC







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18










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CCHH

DD








20










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22














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EE









24











25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












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SS



50










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A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








17










18










19

CCHH

DD








20










21













22














23


EE









24











25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









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NN









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NtildeNtilde

OO



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PP









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46















47

QQ

RR










48












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SS



50










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A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


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62


Pβ

Pγ

excitado

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τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

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Sievert

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65





H(d)

Sievert

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Hrsquo(dΩ)

Sievert

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Sievert

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D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








18










19

CCHH

DD








20










21













22














23


EE









24











25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










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A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

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D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








19

CCHH

DD








20










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EE









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FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









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NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












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SS



50










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A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



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Sievert

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D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

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E

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G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

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U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








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EE









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FF









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(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



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postulado)










33










34











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JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









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NN









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NtildeNtilde

OO



43










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PP









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QQ

RR










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SS



50










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A= amarillo







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UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




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5 - Siglas





















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60

















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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

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λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


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62


Pβ

Pγ

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Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



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σ = P Φ


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64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


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K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


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65





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A

B

C

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H

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K

L

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M

N

Ntilde

O

P

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R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








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GG



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36

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LL







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LLLL

MM






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39

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NN









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NtildeNtilde

OO



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A= amarillo







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WW

XX

YY



ZZ




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5 - Siglas





















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60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

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Γδ = l 2 Ќδ A


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62


Pβ

Pγ

excitado

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τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

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65





H(d)

Sievert

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Sievert

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D

Gray

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to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








22














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EE









24











25











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27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












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SS



50










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A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

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λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


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T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

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Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

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HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

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Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








23


EE









24











25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








24











25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



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Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








25











26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

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Sievert

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D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








26











27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

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33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

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40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

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τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


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Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

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Sievert

Sv = J kg-1



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Sievert

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D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








27












28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


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62


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Fluencia


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63





W J


W = E N



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S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


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(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

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Sievert

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65





H(d)

Sievert

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Sievert

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D

Gray

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to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

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E

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I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








28














29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

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33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

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40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


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Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





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Sievert

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Sievert

Sv = J kg-1



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Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








29


FF









30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

postulado)










33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












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SS



50










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A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








30

(pt-BR Fonte-teste)






GG



31



HH


II



32

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33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


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Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

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Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


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G mol J-1


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σ = P Φ


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L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



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Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


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65





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D

Gray

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2 - Aacutembito



A

B

C

CH

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F

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K

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LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








31



HH


II



32

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33










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JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

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40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










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PP









45











46















47

QQ

RR










48












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SS



50










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A= amarillo







52









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54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


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Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








32

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33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










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PP









45











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47

QQ

RR










48












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SS



50










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A= amarillo







52









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TT








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UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





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5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


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T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








33










34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








34











35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









42






NtildeNtilde

OO



43










44

PP









45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








35






JJ


36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









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NtildeNtilde

OO



43










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PP









45











46















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QQ

RR










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SS



50










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A= amarillo







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TT








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UU






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VV









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WW

XX

YY



ZZ




57





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5 - Siglas





















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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








36

KK

LL







37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









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NN









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NtildeNtilde

OO



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PP









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QQ

RR










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SS



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A= amarillo







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TT








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UU






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VV









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WW

XX

YY



ZZ




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5 - Siglas





















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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



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Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








37



LLLL

MM






38



a) el torio











39

nuclear)














40









41

NN









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NtildeNtilde

OO



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44

PP









45











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QQ

RR










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SS



50










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A= amarillo







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TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





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5 - Siglas





















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61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



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Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








38



a) el torio











39

nuclear)














40









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NN









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NtildeNtilde

OO



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PP









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QQ

RR










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SS



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A= amarillo







52









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TT








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UU






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VV









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WW

XX

YY



ZZ




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5 - Siglas





















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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


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62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



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Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

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5 - Siglas








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nuclear)














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NtildeNtilde

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A= amarillo







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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

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Q

R

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A= amarillo







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WW

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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

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Q

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5 - Siglas








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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


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T12 = ln2 λ




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Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


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σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



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Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

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Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



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Sievert

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D

Gray

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to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

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N

Ntilde

O

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Bq = s-1


A = dN dt



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λ = dP dt


parcial

λα

λβ

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Γδ = l 2 Ќδ A


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Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


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Fluencia


Φ = dN da


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W J


W = E N



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S ρ = (1 ρ) (dE dl)


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σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



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Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


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X = dQ dm

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K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


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65





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D

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to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

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G

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K

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N

Ntilde

O

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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

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λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


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Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


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W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

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Q

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X

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5 - Siglas








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A= amarillo







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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


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T12 = ln2 λ




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Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








45











46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








46















47

QQ

RR










48












49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








47

QQ

RR










48












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SS



50










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A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





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5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








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SS



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A= amarillo







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TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





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5 - Siglas





















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60

















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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








49







SS



50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





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5 - Siglas





















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60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








50










51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





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5 - Siglas





















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60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








51



A= amarillo







52









53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





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5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








52









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TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





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5 - Siglas





















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60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








53




TT








54






UU






55


VV









56

WW

XX

YY



ZZ




57





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5 - Siglas





















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60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

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W

X

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Z

5 - Siglas








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UU






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VV









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5 - Siglas





















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61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

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Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

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Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

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W

X

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5 - Siglas








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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








56

WW

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5 - Siglas





















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60

















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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








57





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5 - Siglas





















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60

















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Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








58

5 - Siglas





















59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








59






















60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








60

















61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








61






Bq = s-1


A = dN dt



α = λe λγ


α = αK + αL + αM +




λ = dP dt


parcial

λα

λβ

s-1 h-1 a-1


λ = λα + λβ +




Γδ = l 2 Ќδ A


s h a


T12 = ln2 λ




62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








62


Pβ

Pγ

excitado

Vida media τ s h a


τ = 1 λ = T12 ln2


Fluencia


Φ = dN da


63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








63





W J


W = E N



total Sρ J m2 kg-1


S ρ = (1 ρ) (dE dl)


G mol J-1


G(x) = n(x) ε



σ = P Φ


(TLE) L∆ J m-1


L∆ = [dE dl]∆



64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








64




Dosis absorbida D

Gray

Gy = J kg-1


_ D = dε dm



X = dQ dm

Kerma K Gray

Gy = J kg-1


K = dEtr dm



Sv = J kg-1


E =sumTWT HT


Dosis equivalente

HT

Sievert

Sv = J kg-1


HT =sumR WR DTR



65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas








65





H(d)

Sievert

Sv = J kg-1



Hrsquo(dΩ)

Sievert

Sv = J kg-1



Hp(d)

Sievert

Sv = J kg-1




D

Gray

Gy = J kg-1


to + τ


to

1 - Objetivo

2 - Aacutembito



A

B

C

CH

D

E

F

G

H

I

J

K

L

LL

M

N

Ntilde

O

P

Q

R

S

T

U

V

W

X

Y

Z

5 - Siglas







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