Uma grandeza fundamental para o funcionamento de um reator nuclear é a potência !$ P !$, cuja equação é dada por !$ P\,= !$!$ Φ !$!$ Nσ_fω !$. Acerca desse assunto, assinale a alternativa correta.

A respeito dos detectores de radiação, assinale a alternativa correta.

No que se refere à operação dos reatores nucleares, assinale a alternativa correta.

O urânio encontrado na natureza é constituído, basicamente, por urânio-235 e urânio-238, na proporção de 0,7% e 99,3%, respectivamente. Apenas o urânio-235 é físsil, por isso, no processo de elaboração do combustível utilizado nos reatores nucleares, deve-se enriquecer o urânio, ou seja, aumentar a sua proporção. Essa diferença na proporção desses dois isótopos na composição do urânio encontrado naturalmente pode ser explicada pelo fato da grande diferença entre as suas vidas-médias. Enquanto o urânio-238 tem uma vida-média de aproximadamente 4,51. 10⁹ anos, o urânio-235 tem vidamédia de apenas 7,13. 10⁸ anos. Ou seja, o urânio-235 decai mais rápido que o urânio-235. A quantidade de bilhões de anos em que o enriquecimento do urânio era de 4% é aproximadamente

(Use ln 2 = 0,69)

O controle da temperatura do núcleo de um reator nuclear é crucial, tanto para o bom funcionamento do reator quanto para a segurança do sistema. Ao elaborar um projeto de construção de um reator nuclear, o profissional responsável deve basear-se nos conhecimentos acerca de transferência de calor e aplicá-los aos elementos que constituem o reator. Considere, hipoteticamente, que um centro de pesquisa esteja projetando um reator nuclear. Os pesquisadores planejam utilizar como combustível, barras cilíndricas contendo urânio enriquecido. Sabendo que o diâmetro da barra é de 2 centímetros e que o calor é gerado no centro da barra a uma taxa constante de 2,5. 10⁷ !$ W_{/m^3} !$ , e que a condutividade térmica do urânio enriquecido é 25 !$ W_{/m.K} !$, e supondo que, nesse contexto, a única forma que o calor se propaga é por condução, então a máxima variação de temperatura, em Kelvin, entre o centro da barra cilíndrica e sua superfície é dada por

(Considere que o calor se propague na direção radial.)

)Tabela: Fatores de acúmulo (buildup factors)

Acervo pessoal

Uma empresa que atua na área nuclear planeja construir um escudo plano para conter radiação gama. Ela desenvolveu uma liga metálica com poder de proteção maior que o chumbo. A fonte de radiação pode ser considerada um feixe unidirecional de 1 MeV que incide perpendicularmente no escudo. A taxa de exposição sem o escudo é de 50 !$ R !$/!$ h !$. Sabendo que 50 !$ \times !$ 3,65 !$ \times !$ e!$ e^{-11,2} !$ = 0,0025 e considerando a tabela apresentada, a largura do escudo de chumbo para reduzir a taxa de exposição para 2,5 !$ mR !$/!$ h !$ deve ser igual a.

(considere que o coeficiente de relaxação da liga metálica para fótons a 1 MeV é !$ μ !$ !$ = !$ 0,80 !$ cm^{-1} !$, e os fatores de acúmulo (buildup factors) !$ Bm(μx) !$ para algumas espessuras !$ x !$ do escudo da liga metálica – dados referentes ao número de comprimentos de relaxação !$ μx !$ – estão disponíveis na Tabela 1).

Um pesquisador estava analisando uma reação nuclear ocorrida em um reator nuclear. Ele estava em dúvida quanto a um nuclídeo obtido como produto, porém lembrou-se de que existem leis de conservação que podem ser utilizadas na análise de reações nucleares. A seguir, considere a reação analisada pelo pesquisador.

!$ \overset{4}{2}He+\overset{6}{3}Li →X+\overset{1}{1}H !$

O nuclídeo X é dado por

A respeito do processo de enriquecimento de urânio, assinale a alternativa correta.

Em um reator nuclear, um grupo de pesquisadores está observando a seguinte reação em cadeia originária da fissão do nuclídeo X: !$ X !$ → !$ Y !$ → !$ Z !$, em que !$ X !$ e !$ Y !$ possuem constantes de decaimento dadas por !$ λ_X !$ e !$ λ_Y !$, respectivamente. O reator é colocado em funcionamento em !$ t\,= !$ 0 e produz !$ X !$ a uma taxa !$ X_o !$ núcleos por unidade de tempo. Assumindo que !$ Y !$ e !$ Z !$ não são produzidos diretamente a partir da fissão, a quantidade de núcleos !$ X !$ e !$ Y !$ presentes no tempo !$ t !$, isto é, !$ N_X(t) !$ e !$ N_Y(t) !$, são iguais a

Um aspecto relevante para as pessoas que trabalham com reatores nucleares são os efeitos biológicos da radiação ionizante. As radiações ionizantes agem sobre o organismo provocando uma série de reações que podem causar mutações no material genético ou até levar à morte. Por essa razão, os órgãos internacionais relacionados à energia nuclear estabelecem limites no tempo de exposição desses profissionais à radiação. No Brasil, o órgão que regula e fiscaliza esses limites é o Conselho Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Em condições usuais, o limite de dose de radiação para profissionais que trabalham com radiação ionizante é de 50 !$ mSv !$ por ano. A unidade !$ Sv !$ (sievert) é utilizada para representar a medida da dose equivalente de exposição à radiação, e sua relação com o !$ rem !$ é 1 !$ Sv\,= !$ 100 !$ rem !$. A unidade !$ rem !$ (roentgen equivalente no homem) é o produto da dose absorvida, representada em !$ rad !$ (!$ \dfrac{J}{Kg} !$), pelo fator de eficiência biológica (RBE – relative biological effectiveness). A grandeza de dose equivalente foi criada porque a depender do tipo de radiação absorvida, uma mesma dose pode causar diferentes efeitos biológicos. Nesse arcabouço, considere, hipoteticamente, que um técnico de 80 kg, que trabalha em um laboratório de engenharia nuclear, tenha ingerido acidentalmente 0,15 nanogramas de um nuclídeo que possui uma meia-vida de 6 horas, massa molar igual a 300 !$ g !$/!$ mol !$ e que decai por emissão de partículas alfa. A partícula alfa tem energia de 5,2 !$ MeV !$ e RBE igual a 13. Supondo que o nuclídeo tenha permanecido no corpo do técnico por 6 horas e que 100% das partículas-alfa emitidas permaneceram no interior do corpo; nesse sentido, a dose equivalente no corpo do técnico é de aproximadamente,

(Use 1 !$ eV !$ 1,6. 10^-19 !$ J !$ e o número de Avogrado !$ N_A !$ = 6,02. 10²³!$ mol^{-1} !$)