Questões de Concurso Sobre física
Foram encontradas 11.412 questões
Q3852303
Física
O decaimento radioativo é o processo pelo qual núcleos atômicos
instáveis se transformam em núcleos mais estáveis, emitindo
radiação (partículas ou energia). Os tipos mais comuns de
decaimento são alfa (α), beta (β) e gama (γ), cada um alterando o
núcleo de maneira distinta e possuindo diferentes características
de poder de penetração.
Considerando as características e o efeito de cada decaimento no núcleo atômico, assinale a opção correta.
Considerando as características e o efeito de cada decaimento no núcleo atômico, assinale a opção correta.
Q3852302
Física
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
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
Q3852300
Física
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.
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.
Q3852101
Física
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
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
Q3852100
Física
A primeira barreira contra o escapamento de material radioativo
em um reator de água leve pressurizada (PWR) é
Q3852098
Física
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
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
Q3852093
Física
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
Uma vez que o calor específico da água é 4000 J / kg ∙ ℃, a temperatura da água na saída do reator é
Q3852091
Física
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
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
Q3852090
Física
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
Q3852089
Física
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
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
Q3852088
Física
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
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
Q3852087
Física
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
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
Q3852086
Física
A taxa de acumulação da população de nêutrons é descrita pela equação
onde ke é o fator de multiplicação efetivo, Ī 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
Q3852085
Física
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∞ = ɛpfɳ
Nessa relação, a fração de nêutrons térmicos produzidos a partir de nêutrons de fissão corresponde a
K∞ = ɛpfɳ
Nessa relação, a fração de nêutrons térmicos produzidos a partir de nêutrons de fissão corresponde a
Q3852084
Física
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−2
seg−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
Q3852083
Física
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
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 loge2 = 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
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 loge2 = 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
Q3852082
Física
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.
Está correto o que se afirma em
Está correto o que se afirma em
Q3852079
Física
Um feixe de nêutrons incide sobre uma placa de grafite que possui
aproximadamente 0,08 × 1024 atomos/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
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
Q3852078
Física
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
Para essa finalidade, será então construído um
Q3852076
Física
A razão de desintegração, ou atividade em Curie (Ci), de uma
amostra de material radioativo produzido em reatores nucleares é
da ordem de
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