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} !$)

Os reatores nucleares integrantes das usinas nucleares, incluindo os reatores de água pressurizada (PWR), são constituídos de alguns aparatos separados em dois circuitos, que são o primário e o secundário. Assinale a alternativa que apresenta todos os constituintes pertencentes ao circuito primário.

Os resíduos radioativos oriundos das usinas nucleares ainda são um entrave para uma aceitação mais ampla da energia nuclear pela sociedade. Tais resíduos possuem variadas formas e são produzidos nas diversas etapas do ciclo do combustível nuclear de uma usina, quais sejam: durante a mineração do urânio; na manufatura do combustível; na operação do reator; no reprocessamento; e na reciclagem do combustível (se essa etapa constituir o ciclo da usina). O gerenciamento dos resíduos também é uma questão relevante quando uma usina nuclear cessa o funcionamento e fica inoperante. Com relação à logística do lixo nuclear, assinale a alternativa correta.

O conceito de seção de choque do nêutron é fundamental na engenharia nuclear. Denotada por !$ σ !$, essa seção corresponde à probabilidade de um nêutron colidir com determinado núcleo, e dessa forma, tal seção de choque tem um valor específico para cada núcleo considerado na colisão com o nêutron. A unidade mais utilizada para se representar a seção de choque é o barn (símbolo !$ b !$), o qual possui a seguinte relação com o centímetro quadrado: 1!$ b=10^{-24}cm^2 !$. Considere um material que possui uma seção de choque do nêutron igual a 2,50. 10!$ ^{-24}cm^2 !$ e que contenha 5,0. 10²³ núcleos por !$ cm^3 !$. O livre caminho médio do nêutron nesse material será igual a

Quando um núcleo radioativo é produzido por um reator, a uma taxa constante de !$ R !$ átomos por segundo, sua atividade !$ a !$ é calculada pela equação !$ a(t)=a_oe^{-λt}+R(1-e^{-λt}), !$em que !$ a_o !$ é a atividade inicial e !$ λ !$ é a constante de desintegração do núcleo produzido. Com relação a essa temática, considere a situação hipotética a seguir.

Uma indústria nuclear desenvolveu um reator nuclear. Nesse reator, as reações de fissão têm como produto o núcleo X, o qual possui uma meia-vida de três semanas. Este núcleo é produzido no reator à taxa de 14,8. 10⁹ núcleos por segundo. Suponha que no instante inicial !$ t=0 !$ s, não haja nenhum núcleo X presente no reator, ou seja, a sua atividade inicial é igual a zero. Nesse sentido, a atividade máxima, em Curie, do núcleo X será de

(Caso necessário, use !$ ln !$2 = 0,7 e 1!$ Ci !$ = 3,7. 10¹⁰ desintegrações por segundo)