Questões de Concurso
Para engenheiro nuclear
Foram encontradas 86 questões
Resolva questões gratuitamente!
Junte-se a mais de 4 milhões de concurseiros!
Nêutrons rápidos são atenuados de forma aproximadamente exponencial, onde o coeficiente de atenuação é denominado Seção de Choque Macroscópica, que pode ser avaliado pelo Comprimento de Relaxação, conforme a equação e a tabela abaixo:
Comprimento de Relaxação aproximado de alguns materiais. para nêutrons rápidos
Considere uma fonte de nêutrons e sua blindagem possuindo uma área bem definida variando apenas
a espessura. Na hipótese do preço dessa blindagem ser diretamente proporcional a massa do material,
qual material de blindagem teria um custo menor para uma atenuação de 90%?
Após um determinado valor do campo elétrico todos os íons formados são coletados, e o sinal é então proporcional à energia da radiação incidente. O valor do sinal permanece o mesmo para um intervalo de variação do campo elétrico, em que a coleta das cargas não traz nenhum processo adicional. Nessa região de campo elétrico é que operam os detectores tipo câmara de ionização.
A qual região da figura abaixo se refere o texto acima?
Considere a afirmação abaixo:
Em circunstâncias especiais, a CNEN poderá autorizar um valor de dose efetiva de até 5 mSv em um ano, desde que a dose efetiva média em um período de 5 anos consecutivos, não exceda a 1 mSv por ano.
De acordo com a norma CNEN-NN 3.01, essa condição se aplica para:
Considere no núcleo do reator PWR que a formação do elemento Xe-135 é devida diretamente a fissão nuclear e também pela contribuição do decaimento de outros nuclídeos e a remoção do Xe-135 é devido a queima e decaimento, conforme descrita na cadeia abaixo:
Qual das afirmações abaixo é correta:
Considere um reator heterogêneo formado de barras metálicas de urânio com diâmetro de 3,0 cm dispostas em intervalo regular e espaçadas de 18,0 cm de grafite. Assuma o fator de desvantagem térmica de 1,6 e com assuma constante os seguintes dados:
• Densidade do urânio: 18,7 g/cm3
• Densidade do grafite: 1,62 g/cm3
• Seção de choque de absorção microscópica do urânio: 7,68 Barns
• Seção de choque de absorção microscópica do grafite: 4,5E-03 Barns
O fator de utilização térmica (f) deste reator é: