Numa amostra de material radioativo, o número de átomos que se desintegram por intervalo de tempo é proporcional ao número de átomos N presentes na amostra, ou seja, dN/dt=−λN onde λ é a constante de decaimento. Se o número de átomos presentes no instante inicial é N0, então a lei exponencial do decaimento radioativo é

Os nêutrons são geralmente classificados de acordo com suas energias. Os nêutrons que têm energias entre 1 MeV e 10 MeV são classificados como

Para se garantir que uma taxa de fissão requerida permaneça sob controle em um reator nuclear, deve-se colocar, no caminho dos nêutrons de fissão, certos materiais com os quais os nêutrons se chocam elasticamente. Tais materiais são chamados de

A descontaminação radiológica se resume na remoção ou redução do material radioativo contaminante em estruturas, superfícies, objetos, animais ou vegetais. Considerando os princípios que, em geral, regem essa descontaminação, analise os itens a seguir. I. A radioatividade pode ser destruída; II. A superfície contaminada dita o método de descontaminação a ser usado; III. O método de descontaminação deve seguir do mais difícil para o mais fácil; IV. A efetividade da descontaminação deve ser verificada pela monitoração constante. Está correto o que se afirma em

A razão de desintegração, ou atividade em Curie (Ci), de uma amostra de material radioativo produzido em reatores nucleares é da ordem de

A detecção de nêutrons tem grande importância na operação dos reatores nucleares de potência. Entre os sistemas de detecção apropriados para determinar a atividade da fonte de nêutrons no reator estão

Um reator nuclear deve ser projetado com a finalidade de fornecer nêutrons e raios gama para o estudo das reações nucleares, da difusão de nêutrons em vários materiais de reatores e da blindagem contra radiações. Para essa finalidade, será então construído um

Um feixe de nêutrons incide sobre uma placa de grafite que possui aproximadamente 0,08×10²⁴ átomos/cm³. Uma vez que a seção de choque de dispersão no grafite, para nêutrons rápidos, é 5,0 barns, o livre percurso médio para a dispersão dos nêutrons no material é cerca de

A exposição do corpo humano às radiações ionizantes ocasiona efeitos biológicos que podem se revelar posteriormente por meio de sintomas clínicos. O perigo criado pela entrada de material radioativo no corpo humano depende de certos fatores. Com respeito a esse perigo, analise os itens a seguir. I. O perigo depende da energia da radiação emitida; II. O perigo depende da meia-vida efetiva do radionuclídeo; III. O perigo depende da seção de choque de absorção da radiação. Está correto o que se afirma em

Nêutrons e raios gama provenientes de reações com partículas carregadas podem ser usados como projetis, para promover outras reações nucleares. Considerando as reações nucleares de captura radioativa, analise os itens a seguir. I. γ00+Be49→Be48+n01 é uma reação de captura radioativa; II. n01+ C612→ C613+γ00 é uma reação de captura radioativa; e III. n01+ U92235→ Ba66141+ Kr3691+3n01 é uma reação de captura radioativa. Está correto o que se afirma em

Um feixe de raios gama penetra grandes espessuras de matéria. A redução da intensidade do feixe de raios gama incidentes, depois de atravessar uma distância dentro do meio material, é dada por I/I0=e−μx onde I0 é a intensidade incidente e μ é o coeficiente linear de absorção. Considerando que para o chumbo μ=0,693 cm−1, e sabendo que log e2=0,693, a espessura de uma placa de chumbo necessária para reduzir a intensidade do feixe de raios gama a uma fração de 1/32 é cerca de

Num certo reator nuclear, sabe-se que são necessários 4,0×1010 fissões/seg para produzir uma densidade de potência de 1,0 W/cm3. Considerando que o fluxo de nêutrons térmicos é 8,0×1012 cm−2seg−1, e a seção de choque macroscópica de fissão é 0,06 cm−1, a potência produzida por um reator nuclear com volume de 100 cm3 é

Um nêutron experimenta grande variedade de possíveis fatos no decorrer de sua história. Em reatores nucleares de tamanho infinito, a quantidade de nêutrons, desde a formação até a eventual absorção, pode ser obtida pela fórmula dos quatro fatores: k∞=εpfη Nessa relação, a fração de nêutrons térmicos produzidos a partir de nêutrons de fissão corresponde a

A taxa de acumulação da população de nêutrons é descrita pela equação dn/dt= ke−1l̅n+S onde ke é o fator de multiplicação efetivo, l̅ é a duração de vida médio dos nêutrons, e S é o termo de fonte. Em um reator nuclear em estado crítico, a solução dessa equação é

O processo mais comum de se retirar calor do combustível de um reator nuclear é por meio da passagem de um fluido sobre a superfície do metal aquecido pelo combustível. Com respeito às condições que o fluido deve satisfazer para ser um bom refrigerador, analise os itens a seguir. I. Seção de choque de absorção relativamente alta para nêutrons térmicos; II. Ponto de ebulição elevado; III. Taxa de ativação radioativa alta. Está correto o que se afirma em

O balanço de nêutrons em um sistema reator considera os processos de escape, absorção e produção de nêutrons. A equação derivada desse balanço é a chamada equação de difusão de nêutrons. Nela, a taxa da densidade de nêutrons n depende das taxas desses processos por unidade de volume do sistema, ou seja, D∇2ϕ−Σaϕ+S=∂n/∂t onde ϕ é o fluxo de nêutrons, D é o coeficiente de difusão, Σa é a seção de choque macroscópica de absorção, e S é o termo de fonte. Considerando um sistema em regime estacionário e de tamanho infinito, a equação de difusão torna-se

Considere um reator homogêneo no qual: ΣfU é a seção de choque macroscópica de absorção em fissão, ΣaU é a seção de choque macroscópica de absorção no combustível, e ΣaM é a seção de choque macroscópica de absorção no moderador. O fator utilização térmica para o cálculo da criticalidade do reator é dado por

A probabilidade de não vazamento de nêutrons (P) pode ser expressa em termos de algumas propriedades físicas, tais como: buckling (B2), comprimento de difusão (L), e idade de Fermi (τ). Considerando a equação de difusão de nêutrons para um grupo de energia, a probabilidade de não vazamento de nêutrons é

A solução da equação de difusão de nêutrons de um reator nuclear esférico, sem refletor, em regime estacionário, na coordenada radial, é dada por ϕ(r)=C sen(Br)/r Para o raio do reator R, o fluxo é ϕ(R)=0. Sabendo que C≠0, e que o buckling crítico B2 = 9,0 cm−2, o raio crítico desse reator é cerca de

Um elemento combustível do tipo placa infinita tem uma espessura 2L, condutividade térmica k, e gera uma taxa de calor Q por unidade de volume. Em regime estacionário, a distribuição de temperatura ao longo da direção da espessura x é T=−Qx2/2k+(Ts−T0/L+Q L/2k)x+t0 onde T0 é a temperatura no centro da placa (x=0) e Ts é a temperatura na superfície da placa (x=L). Uma vez que o fluxo de calor no centro da placa é nulo, deduz-se que a diferença entre as duas temperaturas é

Um reator opera a 4000 kW. Para remover o calor gerado no reator, água a 25 ℃ escoa através dos elementos combustíveis a uma vazão de 20 kg/s. Uma vez que o calor específico da água é 4000 Jkg∙℃, a temperatura da água na saída do reator é

Um sistema de resfriamento de um reator nuclear pode apresentar problemas específicos relacionados ao seu projeto. Existem importantes aspectos físicos do projeto a serem considerados, mas muitos deles representam problemas em materiais, equipamentos e estruturas. Um importante aspecto que representa estritamente um problema de transferência de calor é

Exigências de energia de bombeamento são determinadas pela queda de pressão no escoamento de fluido em sistemas de refrigeração. A queda de pressão em um tubo depende de vários parâmetros, tais como: viscosidade μ, velocidade v, comprimento do tubo L, diâmetro do tubo D, massa específica ρ, e fator de atrito f. Nesse contexto, a queda de pressão em um escoamento turbulento é dada por

As propriedades dos fluidos e suas características de escoamento desempenham importante papel na determinação de coeficientes de transferência de calor. Por exemplo, um escoamento de fluido em um tubo pode ser caracterizado pelo seguinte número adimensional: N=Dvρ cp/μ onde D é o diâmetro do tubo, v é a velocidade do escoamento, ρ é a massa específica do fluido, cp é o calor específico do fluido, e μ é a viscosidade do fluido. O número N significa

A nova etapa que foi inserida no item 1.2.1 da Norma CNEN-NE-1.04, dada pela Resolução CNEN 324/24 referente às atividades relacionadas com a localização, construção e operação de instalações nucleares é classificada como

A Norma CNEN NN 3.01 (Requisitos Básicos de Radioproteção) estabelece as grandezas de proteção radiológica para fins de controle e limitação de exposições. Sobre a Dose Equivalente HT e a Dose Efetiva E, analise os itens a seguir: I. A Dose Equivalente HT é definida como a dose absorvida média em um tecido ou órgão DT,R, ponderada pelo Fator de Ponderação da Radiação WR. II. A Dose Efetiva E é o somatório das Doses Equivalentes HT em todos os tecidos e órgãos, cada uma ponderada pelo Fator de Ponderação do Tecido WT correspondente. III. A unidade de medida para ambas as grandezas, Dose Equivalente HT e Dose Efetiva E, é o gray (Gy). Está correto o que se afirma em

A Norma CNEN -NN-1.16/2000 estabelece os requisitos de Garantia da Qualidade para a Segurança de Usinas Nucleoelétricas e Outras Instalações no Brasil. Sobre os princípios e o campo de aplicação desta Norma, analise os itens a seguir: I - O campo de aplicação da CNEN -NN-1.16/2000 cobre todas as fases de vida de uma instalação nuclear, desde o gerenciamento inicial e escolha do local até o projeto, construção, operação e descomissionamento. II – Um requisito fundamental da Norma é que o Programa de Garantia da Qualidade (PGQ) deve ser focado primariamente na satisfação do cliente e na otimização de custos, sendo os aspectos de segurança tratados por Normas complementares específicas da CNEN. III - No que diz respeito ao controle de itens e serviços comprados (aquisição), a Norma exige que a capacidade dos fornecedores externos de fornecer itens ou serviços importantes à segurança seja formalmente avaliada durante o processo de seleção. Está correto o que se afirma em

A primeira barreira contra o escapamento de material radioativo em um reator de água leve pressurizada (PWR) é

Sobre os requisitos aplicáveis ao Indivíduo Ocupacionalmente Exposto (IOE), conforme estabelecido na Norma CNE N NN 3.01, analise os itens a seguir: I - O limite primário de dose efetiva para IOEs é de 50 mSv em um único ano, com a condição de que a média dos últimos 5 anos consecutivos não exceda 20 mSv por ano. II - O IOE que declarar gravidez deve ser remanejado para condições onde a dose equivalente na superfície do abdômen não exceda 2 mSv durante todo o período restante da gestação. III- O limite de dose equivalente para o cristalino é de 20 mSv por ano para o IOE, enquanto o limite para a pele e extremidades é de 500 mSv por ano. Está correto o que se afirma em