A escolha do detector de radiação adequado é crucial em física nuclear aplicada, radioproteção e análise ambiental, pois cada tipo de detector possui características distintas de resolução energética, eficiência e necessidade operacional, afetando diretamente a qualidade da medição.

Deseja-se selecionar o detector mais apropriado para três cenários distintos de medição de radiação ionizante. A tabela a seguir lista três tipos comuns de detectores:



Considerando as características desses detectores, analise os itens a seguir:

I. O Detector a Gás é a melhor escolha para a medição da taxa de dose de radiação em uma área de trabalho, embora não forneça informações detalhadas sobre a energia dos fótons.
II. O Detector cintilador apresenta a melhor resolução energética entre os três, permitindo a separação precisa de picos gama com energias muito próximas.
III. O Detector HPGe é o mais indicado para a detecção de raios gama de alta energia, exigindo, contudo, resfriamento criogênico para alcançar resolução ideal. IV. Para a identificação isotópica de amostras ambientais que contenham diversos radionuclídeos, a alta resolução energética do Detector HPGe é preferível à eficiência intrínseca do Detector NaI(Tl).

Está correto o que se afirma em

As exposições médicas acidentais ou não intencionais representam situações em que pacientes, embriões, fetos ou indivíduos são expostos à radiação ionizante de forma não planejada ou em magnitude superior à prescrita, podendo comprometer a segurança do procedimento e os princípios de justificação e otimização da proteção radiológica.

A CNEN NN 3.01 – Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica, estabelece que, nesses casos, o titular da instalação é responsável por adotar medidas imediatas para investigar, relatar e corrigir a ocorrência, bem como notificar a CNEN quando houver situações que indiquem falhas significativas no controle radiológico ou risco indevido ao paciente.

Com base nesse dispositivo normativo, assinale a opção correta com relação às responsabilidades dos titulares da instalação.

Sobre os requisitos aplicáveis ao Indivíduo Ocupacionalmente Exposto (IOE), conforme estabelecido na Norma CNEN 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

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

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

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 J / kg ∙ ℃, a temperatura da água na saída do reator 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 



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

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 (t). Considerando a equação de difusão de nêutrons para um grupo de energia, a probabilidade de não vazamento de nêutrons é

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

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,



onde ϕ é o fluxo de nêutrons, D é o coeficiente de difusão, ∑_α 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