PROVAS CNEN TEMAS 1

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DETECTORES; CALIBRAÇÃO E MONITORAÇÃO 
 
1) Suponha que um técnico, portando duas canetas dosimétricas 
devidamente zeradas, uma com leitura máxima de 0,1 mSv e outra de 2 
mSv, realize uma tarefa de 4 horas e meia de duração num campo de 
radiação gama com taxa de dose média de 2Sv/ min. Meia hora após 
o início da tarefa, ele fez uma leitura, primeiramente na caneta com 
fundo de escala de 0,1 mSv, e depois na caneta com leitura máxima de 
2 mSv. No final do trabalho ele novamente fez uma leitura nesta 
mesma ordem. em nenhum momento, após o início do serviço, as 
canetas foram zeradas. Os valores das leituras, nas duas 
oportunidades em que estas foram realizadas, na mesma ordem em 
que as canetas foram lidas pelo técnico são: 
(a) zero e zero; leitura alta (escala estourada) e leitura alta (escala 
estourada) 
(b) 0,06 mSv e 0,06 mSv; 0,54 mSv e 0,54 mSv 
(c) 1 Sv e 1 Sv; 9 Sv e 9 Sv 
(d) 0,06 mSv e leitura baixa (< 0,2 mSv); leitura alta (escala estourada) e 
0,54 mSv 
(e) 0,06 mSv e 0,06 mSv; 0,1 mSv e 0,2 mSv 
 
2) Muitos monitores de radiação possuem 2 tubos a gás do tipo Geiger-
Müller para registrar, em termos de contagem ou de corrente, a 
intensidade do campo de radiação. Um dos tubos tem um volume de 
cerca de 1 cm3 e o outro 15 cm3. O de menor volume é para medir 
doses ou taxas de dose elevadas, porque: 
(a) Se fosse de maior volume haveria o empilhamento de pulsos, com um 
registro muito subestimado da taxa de dose ou até sem registro algum, 
devido ao tempo de formação do pulso e à velocidade de 
processamento do detector 
(b) O campo é tão intenso que causaria defeito no material do detector e, 
sendo pequeno, o defeito seria menor, não afetando tanto a medição 
(c) A contagem ou a corrente seria muito elevada, e superaria a faixa de 
registro do microamperímetro ou do contador do aparelho 
(d) A velocidade com que seria registrada a contagem ou a corrente, não 
permitiria uma exatidão ou precisão do aparelho suficientes para a 
medição 
(e) Se fosse do mesmo volume ou de valor próximo não haveria como 
distinguir as leituras, no processamento automático do detector 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
3) Um monitor individual que utiliza filme dosimétrico possui 2 a 5 filtros 
metálicos de cobre, alumínio e estanho para determinar a energia 
efetiva dos fótons e, com isso, determinar a dose absorvida. Assim, 
por meio de relações entre as leituras das densidades óticas nas 
regiões sob os filtros e da região sem filtro, determina-se a energia 
efetiva dos fótons, utilizando: 
(a) O fato de metais diferentes permitirem causar sombras diferentes nos 
filmes 
(b) O fato dos coeficientes de atenuação total dos materiais dependerem da 
energia dos fótons e a atenuação depender da espessura do filtro 
(c) A diferença de interação química dos metais com a emulsão fotográfica, 
sob a ação catalizadora da radiação ionizante, com interface de plástico 
(d) A diferença do contato químico de metais diferentes com o brometo de 
prata da emulsão depender da energia dos fótons, resultando em 
densidades óticas diferentes para a mesma radiação 
(e) Os filtros metálicos de elevado número atômico e adequada espessura 
absorvem mais efetivamente a energia dos fótons, sensibilizando menos 
a emulsão 
 
4) Comparando com a técnica de dosimetria fotográfica, a técnica de 
dosimetria termoluminescente (DTL) apresenta, para a aplicação em 
monitoração individual, a seguinte desvantagem: 
(a) A dosimetria TL é um método relativo 
(b) O detetor TL é muito pequeno 
(c) A dosimetria TL é facilmente automatizável 
(d) Na dosimetria TL a informação é destruída na leitura 
(e) A resposta do detetor TL é influenciada pelas condições climáticas 
 
5) O filme dosimétrico, as canetas dosimétricas e os dosímetros 
termoluminescentes indicam a: 
(a) dose instantânea 
(b) dose crítica 
(c) dose admissível 
(d) taxa de dose 
(e) dose acumulada 
 
6) Quando efetuamos uma leitura com um medidor de radiação do tipo 
Geiger-Müller estamos na verdade obtendo: 
(a) A atividade da fonte radioativa 
(b) A energia característica da fonte radioativa 
(c) A taxa de exposição observada no local, se o mesmo for calibrado 
adequadamente 
(d) A dose total recebida pelo operador que está efetuando a leitura 
(e) O valor da dose equivalente efetiva 
 
 
 
 
 
 
7) A eficiência intrínseca de um detector expressa a: 
(a) Probabilidade que uma contagem seja registrada se a radiação entrar no 
volume sensível 
(b) A habilidade que um instrumento tem para realizar contagens de 
diferentes energias 
(c) O percentual de energia da radiação gama para produzir um par de íons 
(d) A contagem total observada no detector menos a radiação de fundo 
natural 
(e) A contagem total para radiação beta – gama observada com um detector 
tecido equivalente. 
 
8) Um dos objetivos principais de um programa de monitoração de 
superfícies dos locais de trabalho é: 
(a) Evitar a disseminação da contaminação 
(b) Manter os níveis de contaminação superficial abaixo dos limites 
estabelecidos para incorporação de radionuclídeos 
(c) Obter dados para o planejamento de monitoração externa e interna de 
trabalhadores 
(d) Manter um registro atualizado dos níveis de radiação ambiental dos 
locais de trabalho 
(e) Nenhuma das respostas 
 
9) O dosímetro individual normalmente utilizado por trabalhadores 
ocupacionalmente expostos é um monitor de fótons utilizado no tórax. 
Entretanto, em algumas atividades são necessários dosímetros 
individuais adicionais. Em qual das situações abaixo o monitor 
individual adicional especificado não é adequado para a atividade? 
(a) manipulação de objetos em feixes de raios X – dosímetro de 
extremidade para fótons 
(b) manipulação de fontes de estrôncio-90 – dosímetro de extremidade para 
fótons 
(c) utilização de fontes de nêutrons – monitor individual específico para 
nêutrons 
(d) manipulação de fontes de cobalto-60 – dosímetro de extremidades para 
fótons 
(e) utilização de irradiadores gama – nenhum monitor individual adicional 
 
10) Assinale a alternativa incorreta: 
(a) o detector Geiger-Müller só funciona como medidor de taxa de 
exposição na região onde prevalece o efeito compton 
(b) a carga coletada numa câmara de ionização independe da diferença de 
potencial aplicada entre seus eletrodos 
(c) no detector proporcional o número de pares de íons produzidos não é 
proporcional a energia de radiação ionizante 
(d) os detectores Geiger-Müller não distinguem partículas nem energias 
(e) os detectores de cintilação apresentam maior eficiência para medir raios 
gama que os detectores Geiger-Müller. 
 
 
 
11) Leia as afirmações abaixo e responda: 
i) Calibração é o conjunto de operações destinadas a fazer com que as 
indicações de um instrumento correspondam a valores pré-
estabelecidos das grandezas a medir 
j) Câmara de ionização é o instrumento destinado a medir a quantidade 
de radiação ionizante em termos de carga de eletricidade associada 
com os íons produzidos em volume definido 
K) Aferição é o conjunto de operações a serem efetuadas para verificar se 
o instrumento está funcionando corretamente para os fins a que é 
destinado. 
(a) somente a afirmativa (i) está incorreta 
(b) somente a afirmativa (k) está incorreta 
(c) as afirmativas (i), (j) e (k) estão corretas 
(d) as afirmativas (i), (j) e (k) estão incorretas 
(e) somente a afirmativa (j) está incorreta 
 
12) Munido de um detector Geiger-Müller devidamente calibrado, de 
eficiência 80%, você se aproxima de uma fonte de Ir-192 de 37 GBq 
(Constante Gama ( 2/GBq.h). A 10 metros de distância 
o equipamento acusará: 
a) 0,048 mSv/h 
b) 0,048 Sv/h 
c) 0,038 mSv/h 
d) 0,004 Sv/h 
e) 0,038 Sv/h 
 
13) A alternativa que contém uma característica falsa do dosímetrotermoluminescente (TLD), empregado na monitoração individual, é a : 
a) TLD possui dimensões reduzidas, que facilitam o uso, o transporte e a 
avaliação em laboratório. 
b) TLD é um detector passivo, isto é, guarda a informação latente relativa à 
dose absorvida até o momento da avaliação em laboratório. 
c) A avaliação em laboratório da quantidade de luz armazenada no mesmo 
é feita na leitora de TLD’s. 
d) TLD pode ser reutilizado após a avaliação em laboratório. 
e) TLD é descartável após a avaliação em laboratório. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
14) Os principais parâmetros que devem ser levados em consideração 
para a seleção de câmaras de ionização são: 
I) Faixa de energia de utilização e sua curva de resposta com relação à 
energia. 
II) Faixa de utilização (“range”). 
III) Tempo de resposta. 
IV) Condições climáticas de utilização, isto é, variação da resposta 
quanto à estes fatores. 
V) Dependência direcional. 
VI) Precisão e exatidão. 
a) Somente a IV está errada. 
b) Estão certas as I, II, III e V. 
c) Somente a V está errada. 
d) Todas estão certas. 
e) Somente a II está errada. 
 
15) Os detectores do tipo Geiger-Müller possuem uma propriedade 
denominada de “ tempo-morto”, que é definido como: 
a) Intervalo de tempo necessário para que a amplitude do pulso produzido 
por uma segunda interação seja a mesma do primeiro pulso. 
b) Intervalo de tempo necessário para que se possa mudar a escala do 
equipamento. 
c) Intervalo de tempo mínimo entre duas interações para que o instrumento 
seja capaz de distinguí-las. 
d) Intervalo de tempo necessário entre a primeira e a última interação do 
equipamento. 
e) Intervalo de tempo necessário para que o equipamento possa contar 
todas as interações necessárias para medir a exposição. 
 
16) Após a realização da técnica do esfregaço no teste de fuga para uma 
fonte de 137Cs, qual é o detector mais sensível para se avaliar uma 
possível contaminação no material absorvente empregado no teste? 
a) Geiger-Müller 
b) Câmara de ionização 
c) Proporcional 
d) Cintilador 
e) Dosímetro termoluminescente 
 
17) São fatores que devem ser levados em consideração na escolha de um 
instrumento medidor de radiação as alternativas abaixo exceto: 
a) O tipo de radiação a ser medido. 
b) Indicam acuradamente a taxa de exposição em mR/h para pessoas que 
estão próximas a pacientes com implantes de 137Cs 
c) Uma leitura zero indica que nenhuma radiação está presente 
d) Detectam e indicam eventos ionizantes por unidade de tempo 
e) Nenhuma das alternativas anteriores 
 
 
 
 
18) Os detectores do tipo Geiger-Muller possuem uma propriedade 
denominada “tempo morto”, que é definido como: 
a) Intervalo de tempo necessário para que a amplitude do pulso produzido 
por uma segunda interação seja a mesma do primeiro pulso. 
b) Intervalo de tempo necessário para que se possa mudar a escala do 
equipamento. 
c) Intervalo de tempo mínimo entre duas interações para que o 
instrumento seja capaz de distinguí-las. 
d) Intervalo de tempo necessário entre a primeira e a última interação do 
equipamento. 
e) Intervalo de tempo necessário para que o equipamento possa contar 
todas as interações necessárias para medir a exposição. 
 
19) Identifique as afirmativas Verdadeiras (V) e Falsas (F): 
I- Os fabricantes nacionais de detectores de radiação possuem 
laboratórios de calibração e os certificados emitidos são aceitos pela 
CNEN. 
II- Como controle da sensibilidade dos detectores de radiação de área 
recomenda-se que os mesmos sejam testados periodicamente com 
utilização de fontes de controle de baixa atividade. 
III- Os equipamentos detectores de radiação importados não precisam ser 
calibrados nos laboratórios nacionais se já possuírem certificado de 
calibração emitido pelo fabricante. 
IV- A intercomparação é a medida feita entre instrumentos de mesma 
classificação para comparação de comportamento. 
a) I (V), II (F), III (F), IV(V) 
b) I (F), II (V), III (F), IV(V) 
c) I (V), II (V), III (F), IV(V) 
d) I (F), II (F), III (F), IV(F) 
e) I (V), II (V), III (V), IV(V) 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
20) A probabilidade de interação da radiação com o gás de um detector, 
resultando na formação de pares de íons, varia com o campo elétrico 
aplicado (ou diferença de potencial aplicada) ao gás dentro do volume 
sensível. Considerando o gráfico abaixo como representativo da 
variação do número de pares de íons em relação à variação do campo 
elétrico, para duas radiações de mesmo tipo e energias diferentes, 
identifique as regiões de operação para detectores à gás. 
 
 
 Região 1 Região 2 Região 3 Região 4 Região 5 
a) Saturação 
iônica 
Região 
Geiger Muller 
Região 
proporcional 
limitada 
Região 
proporcional 
Descarg
a 
contínua 
b) Região 
proporcional 
limitada 
Saturação 
iônica 
Região 
proporcional 
Região 
Geiger 
Muller 
Descarg
a 
contínua 
1 2 3 4 5 
c) Região 
proporcional 
Descarga 
contínua 
Região 
proporcional 
limitada 
Região 
Geiger 
Muller 
Saturaçã
o iônica 
d) Saturação 
iônica 
Região 
proporcional 
Região 
proporcional 
limitada 
Região 
Geiger 
Muller 
Descarg
a 
contínua 
e) Descarga 
contínua 
Região 
proporcional 
limitada 
Região 
proporcional 
Região 
Geiger 
Muller 
Saturaçã
o iônica 
 
 
21) Em um processo de medida de radiação Gama ou X onde se faz 
necessária a identificação da energia da radiação, o detector mais 
apropriado é do tipo: 
a) Geiger-Muller 
b) Proporcional 
c) Barreira de superfície 
d) Câmara de Ionização 
e) Cintilador 
 
22) A eficiência de um detector depende fortemente: 
a) do tipo e energia da radiação 
b) da geometria da fonte 
c) do tipo de encapsulamento da fonte 
d) da distância entre a fonte e detector 
e) da blindagem do detector 
 
23) Um sistema de detecção com multicanais e detector HPGe (Germânio 
de Alta Pureza), relaciona a energia de 661,66 KeV do 137Cs ao canal 
950 e a energia de 1332,50 KeV do 60Co ao canal 1820. Sabe-se que a 
largura à meia altura do pico de 1332,50 KeV é de 4 canais. Pergunta-
se, qual é a resolução em energia deste sistema na energia de 1332,50 
KeV. 
a) 1,5 KeV 
b) 2,3 KeV 
c) 4,0 KeV 
d) 3,1 KeV 
e) 3,7 KeV 
 
24) Assinale a alternativa falsa: 
a) Os detectores Geiger-Müller não distinguem partículas nem energia. 
b) Os detectores de cintilação apresentam maior eficiência para medir raios 
gama que os detectores Geiger-Müller. 
c) No detector proporcional, o número de pares de íons produzidos não é 
proporcional à energia da radiação ionizante. 
d) A carga coletada em uma câmara de ionização independe da diferença 
de potencial aplicada entre seus eletrodos. 
e) O detector Geiger-Müller só funciona como medidor de taxa de 
exposição na região onde prevalece o efeito Compton. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
25) Assinale a alternativa correta para a seguinte afirmação: Na detecção 
de radiação ionizante, a função de uma válvula fotomultiplicadora é: 
a) transformar os sinais luminosos produzidos no cintilador pela radiação 
em sinais elétricos. 
b) transformar os sinais fotográficos produzidos no cintilador pela radiação 
em sinais luminosos. 
c) transformar os sinais luminosos produzidos no Geiger Müller pela 
radiação em sinais elétricos. 
d) transformar os sinais luminosos produzidos no contador proporcional 
pela radiação em sinais elétricos. 
e) transformar os sinais luminosos produzidos no cintilador produzido pelo 
Geiger-Müller em sinais elétricos. 
 
26) A figura abaixo representa as faixas de tensão aplicadas para 
funcionamento de detectores à gás, onde a faixa 6 corresponde à 
região de descarga contínua. Qual é a faixa de operação do detectorGeiger-Müller? 
 
 
 
a) I 
b) II 
c) III 
d) IV 
e) V 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
27) Sobre as características principais de um dosímetro 
termoluminescente, pode-se afirmar que: 
a) Um dos materiais mais utilizados em dosimetria pessoal é o LiF. 
b) Como serão aquecidos durante a leitura, os materiais utilizados na 
dosimetria termoluminescentes não necessitam apresentar estabilidade 
quando armazenados a temperatura ambiente. 
c) Após a irradiação, o cristal termoluminescente não pode retornar à sua 
condição inicial, não sendo reutilizável. 
d) Em termos de dosimetria, é conveniente utilizar-se um material cuja 
resposta apresente uma grande variação com a energia da radiação, 
facilitando assim a identificação da radiação a que foi exposto o 
dosímetro. 
e) Todas as afirmações anteriores são falsas. 
 
28) A constante de multiplicação de um detector proporcional é mais 
sensível a qual fator: 
a) geometria de construção 
b) composição de gases da mistura 
c) teor de impureza dos gases da mistura gasosa 
d) intensidade do campo elétrico aplicado 
e) parede do detector 
 
29) Após tempo morto e ainda no período de recuperação de um detector 
Geiger-Müller, tem-se: 
a) não ocorrência de interações da radiação no detector 
b) ocorrência de interações radioativas, porém há registros de informações 
c) ocorrência de interações radioativas com amplitude de sinal máximo 
d) ocorrência de interações radioativas porém com amplitude e sinal menor 
e) grande probabilidade de empilhamento (pile up). 
 
30) Em um detector proporcional de 10BF3 utilizado para a detecção de 
nêutrons térmicos, a ionização do gás contador é causada devido: 
a) a interação dos raios gama da radiação de fundo com gás contador 
b) a partícula alfa resultante da reação nuclear 10B(n, alfa) 7Li 
c) a moderação dos nêutrons rápidos no detector 
d) ao fato do nêutron ser uma partícula sem carga 
e) nenhuma das anteriores. 
 
31) Qual o grau de descontaminação obtido em uma superfície 
contaminada, após sua limpeza, sabendo-se que o teste de esfregaço 
apresentou 10000 contagens antes e 100 contagens após a limpeza, e 
que a contagem para radiação de fundo resultou em 80 contagens: 
a) 76,5% 
b) 85,3% 
c) 53,7% 
d) 64,2% 
e) 99,8% 
 
 
 
32) Sobre as características principais de um bom dosímetro pode-se 
afirmar: 
a) a resposta do dosímetro a exposições iguais deve depender da energia 
da radiação; 
b) o intervalo de medida de exposição a ser coberto pelo dosímetro deve 
ser bem restrito, da ordem de no máximo 10 C/kg; 
c) hoje já é possível adquirir no mercado dosímetros que preencham todos 
os requisitos de modo ideal; 
d) são quatro os tipos principais de dosímetros, fotográfico, 
termoluminescente, radiofotoluminescente e câmara de ionização de 
bolso (caneta dosimétrica); 
e) nenhuma das respostas anteriores. 
 
33) Sobre a calibração dos instrumentos utilizados na monitoração da 
radiação, pode-se afirmar que: 
a) os fabricantes destes instrumentos possuem arranjos experimentais 
capazes de calibrar os detectores em todas as suas escalas de taxa de 
exposição e em todo o intervalo de energia; 
b) esse procedimento pode ser feito seguindo as especificações dadas 
pelo fabricante, não necessitando de instrumentos de referência padrão; 
c) quando utilizamos os melhores detectores as medidas fornecem 
resultados que são avaliações exatas da dose; 
d) no caso da radiação eletromagnética, mesmo que o instrumento meça 
exposição com grande precisão, o fator de conversão para se obter a 
dose em um órgão pode variar muito com a energia da radiação em com 
a sua direção de incidência; 
e) nenhuma das respostas anteriores. 
 
34) Sobre o programa de monitoração pode-se afirmar que: 
a) o tipo, a freqüência e a extensão da área avaliada devem ser revistos 
periodicamente para assegurar a otimização do programa; 
b) no planejamento das monitorações é fundamental utilizar-se o bom 
senso, não necessitando de estudos anteriores; 
c) este procedimento normalmente engloba os mesmos métodos de 
monitoração, não variando com a natureza da radiação; 
d) as avaliações devem ser feitas somente no local de trabalho e não por 
meio de medidas tomadas junto ao próprio indivíduo; 
e) nenhuma das respostas anteriores. 
 
35) Um detector de NaI (Tl) absorve 1 MeV de energia da radiação gama 
que incide sobre ele e emite 4x104 fótons com energia média de 3 eV 
cada. A eficiência do processo de cintilação é igual a: 
a) 3x10-4 % 
b) 4% 
c) 40% 
d) 12% 
e) 88% 
 
 
DOSIMETRIA 
 
1) Uma fonte radioativa de iridio-192 de 42 Ci e =0,5 R.m2 / h.Ci, que 
caiu no solo, foi resgatada num tempo de 2 minutos por um 
supervisor de radioproteção. Sabendo-se que ele utilizou uma 
pinça de 1 metro de comprimento, para colocá-la no recipiente de 
blindagem e que o comprimento de seu braço é de 70 cm, a dose 
absorvida no seu tronco foi da ordem de: 
Obs.: Utilizar o fator de conversão de exposição para dose absorvida = 1 
(a) 0,41 mGy 
(b) 0,24 mGy 
(c) 14,53 mGy 
(d) 2,42 mGy 
(e) 0,12 mGy 
 
2) Um técnico ao fazer uma inspeção, achou uma fonte radioativa de 
iridio-192 de atividade desconhecida. Usando de um contador 
geiger-müller, ele obteve uma contagem de 2500 cps, a uma 
distância de 1 metro. usando uma fonte radioativa de teste de 1 mCi 
de iridio-192 ele obteve, a 1 metro de distância, 5 cps. Assim 
concluiu que a atividade da fonte radioativa seria: 
Dados:  = 0,5 R.m2 / h.Ci 
(a) 18,5 GBq 
(b) 370 GBq 
(c) 55,5 GBq 
(d) 925 GBq 
(e) 37 GBq 
 
3) Um indivíduo do público achou uma fonte radioativa selada com 
aço inoxidável de cobalto-60 com 0,2996 TBq de atividade. Durante 
10 segundos manteve-a entre os dedos da mão. Qual foi a dose 
estimada na superfície dos dedos? 
Dados: Co-60 = 0,337 mGy.m
2 / GBq. H 
 KCo-60 = 560 mGy/ GBq.min 
(a) 27,67 Gy 
(b) 295,56 Gy 
(c) 276,67 Gy 
(d) 29555,76 Gy 
(e) 276,67 mGy 
 
4) Um técnico de um laboratório permaneceu durante 5 dias com uma 
carga de trabalho de 4 horas por dia, a uma distância de 2,5 metros 
de uma fonte de césio-137 com 9,25 GBq de atividade. Qual foi a 
dose recebida? 
Dados : Cs-137 = 0,083 mSv.m
2 / GBq.h 
(a) 0,246 Sv 
(b) 2,46 Sv 
(c) 0,246 mSv 
(d) 2,46 mSv 
(e) 24,6 mSv 
 
5) Duas fontes radioativas estão 100 metros de distância entre si. 
Sabendo-se que a primeira fonte é de césio-137 com 100 Ci ( 3,7 
TBq) de atividade, e que a segunda fonte é de cobalto-60 com 200 
Ci (7,4 TBq) de atividade. Pergunta-se: a que distância da fonte de 
cobalto-60, na linha que une as duas fontes, a taxa de exposição é 
mínima? 
Dados: Co-60 = 1,32 R.m
2 / Ci.h 
 Cs-137 = 0,33 R.m
2 / Ci.h 
(a) 20,22 m 
(b) 50,00 m 
(c) 66,67 m 
(d) 80,80 m 
(e) 90,43 m 
 
6) Considerando que a meia vida do cobalto-60 é de aproximadamente 
5 anos, e que a sua constante específica da radiação gama é 1,32 
R.m2 / Ci.h, o valor da taxa de exposição a 3 metros para uma fonte 
com atividade inicial de 100 Ci (3,7 TBq), após 30 anos, é igual a: 
(a) 0,052 R/h 
(b) 0,073 R/h 
(c) 0,122 R/h 
(d) 0,229 R/h 
(e) 0,345 R/h 
 
7) As técnicas de controle básicas (os princípios básicos) de redução 
de dose para fontes de radiação externa são: 
(a) monitoração, energia e meia-vida 
(b) natureza da radiação, forma química e energia 
(c) dose, exposição e energia 
(d) monitoração, blindagem e tempo 
(e) tempo, blindagem e distância 
 
8) Calcule a taxa de aumento da temperatura numa amostra de água 
adiabática exposta a radiação, devido a uma taxa de dose 
absorvida de 10mrad/h? 
Dados: E=mCpDT ; 
CALOR ESPECÍFICO DA ÁGUA: CpH20= 4,187J/g 
oC ; 
1J/kg=1Gy 
a) 2,39x10 
–8 o
C/h 
b) 2,39x10 –7 oC/h 
c) 2,39x10 –5 oC/h 
d) 2,39x10 –3 oC/h 
e) 2,39x10 –1 oC/h9) Por que a dosimetria citogenética é um das técnicas mais utilizadas 
para se estimar a dose média de corpo inteiro recebida por um 
trabalhador superexposto? assinale a resposta certa: 
a) Porque é um método biológico bastante sensível, capaz de quantificar 
doses uniformes de radiação superiores a 0,1 Gy. 
b) Porque esse método baseia-se na análise de aberrações 
cromossômicas radioinduzidas. Como os cromossomas humanos são 
sensíveis à radiação ionizante, eles são lesados pela radiação, e os 
danos podem ser quantificados posteriormente. 
c) Porque essa técnica consiste em se observar aberrações 
cromossômicas em linfócitos. Os cromossomas do núcleo dos 
linfócitos de uma amostra de sangue passam a conter aberrações, 
que podem posteriormente ser quantificadas. 
d) Porque os linfócitos, que são as células analisadas em dosimetria 
citogenética, possuem tempo de vida no organismo humano 
considerado longo. Com isso, a técnica pode ser utilizada mesmo 
após alguns meses após o episódio de superexposição acidental. 
e) Todas as respostas anteriores estão corretas. 
 
10) Se o campo de exposição a 2 metros de um tambor de material 
radioativo, extremamente contaminado, é de 32mSv/h, qual será a 
intensidade do campo estimada a 8 metros deste tambor? 
a) Dependerá do tipo de radiação emitida; os dados são insuficientes. 
b) 2mSv/h, mais o valor da concentração de contaminantes disseminados. 
c) A 8 metros a intensidade do campo não seria mensurável. 
d) 2mSv/h. 
e) 0,5mSv/h. 
 
11) Um supervisor de radioproteção, antes da realização de 
determinado serviço, calculou a menor distância entre a posição 
que deveria ser colocada uma fonte não blindada de 192Ir e o local 
de abrigo dos trabalhadores. Sabendo-se que a atividade da fonte 
era igual a 5 Ci e, aproximando para 1 o fator de conversão de 
exposição para dose absorvida no ar, o valor encontrado pelo 
supervisor foi, aproximadamente, igual a: 
Dado: G(192Ir) = 0,13 mSv.m 2 .GBq -1 . h -1 
a) 30,1 m 
b) 44,7 m 
c) 31,0 m 
d) 40,2 m 
e) 38,4 m 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
12) Uma equipe de trabalhadores vai utilizar uma fonte radioativa de Se 
2/GBq.h) de 666 GBq. Qual o raio de isolamento 
a ser realizado de forma a contemplar os indivíduos do público? 
a) 38 m 
b) 268 m 
c) 2,68 m 
d) 380 m 
e) 2,8 m 
 
13) A taxa de dose a 1 m de uma fonte blindada é 2 mSv/semana. Qual 
a espessura da blindagem (de chumbo) adicional necessária para 
reduzir a taxa de dose a 2 m para 0,1 mSv/semana. 
Dado: HVL para a fonte blindada = 6 mm de chumbo. 
a) 10 mm 
b) 14 mm 
c) 20 mm 
d) 26 mm 
e) 38 mm 
 
14) Uma fonte de 60Co completamente exposta produz uma taxa de 
dose de 100 mSv/h a um metro de distância. Com a colocação de 
uma blindagem de chumbo a taxa cai para 25 mSv/h a mesma 
distância. Sabendo-se que para 60Co a camada semi-redutora do 
chumbo é de 1,25 cm, qual a espessura da blindagem usada? 
a) 1,25 cm 
b) 2,50 cm 
c) 5,00 cm 
d) 7,50 cm 
e) 1,88 cm 
 
15) Assumindo uma taxa de dose de 7,5 mSv/h em um determinado 
local de trabalho, qual a dose que um trabalhador receberia se 
executasse uma tarefa que tivesse duração de (I) 8 minutos; (II) 30 
minutos; (III) 1,5 horas? 
a) (I) 1,00 mSv; (II) 2,75 mSv; (III) 8,25 mSv 
b) (I) 1,00 mSv; (II) 3,75 mSv; (III) 8,25 mSv 
c) (I) 1,00 mSv; (II) 12,75 mSv; (III) 8,25 mSv 
d) (I) 1,00 mSv; (II) 3,75 mSv; (III) 11,25 mS 
e) (I) 2,00 mSv; (II) 2,75 mSv; (III) 8,25 mSv 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
16) O desenho abaixo ilustra uma situação em que temos duas fontes 
dentro de uma sala, e queremos saber em que ponto ao longo da 
parede “P” ocorrerá a maior, ou maiores taxas de dose. As fontes 
são de 2,48 TBq de 192Ir e de 3,32 TBq de 137Cs. 
Dados: 
 do 192Ir = 8,3 x 10-8 (mSv.m2.KBq-1.h-1 ) 
 do 137Cs = 6,2 x 10-8 (mSv.m2.KBq-1.h-1 ) 
Sugestão: Faça uso da simetria do problema. 
 
 
a) O ponto de maior taxa de dose estará em PM. 
b) Os dois pontos de maiores taxas de dose estarão em PB e PC , e terão 
valores iguais. 
c) Os dois pontos de maiores taxas de dose estarão em PA e PD , e terão 
valores iguais. 
d) Os dois pontos de maiores taxas de dose estarão a direita de PB e a 
esquerda de PC
 , e terão valores iguais. 
e) Os dois pontos de maiores taxas de dose estarão a esquerda de PB e a 
direita de PC
 , e terão valores iguais. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Parede “P” 
3 m 
PB PM PC PD 
3m 
3m 3m 
3m 3m 
Ir-192 
Cs-137 
PA 
 
17) Calcule a taxa de dose a 3 metros de uma fonte pontual de 137Cs de 
1,50 TBq, sabendo-se que a mesma está blindada por 30 mm de 
concreto. 
Dados: 
 do 137Cs = 6,2 x 10-14 (Gy.m2.Bq-1 .h-1 ) 
Energia do 137Cs = 662 KeV 
Sugestão: Usar interpolação linear para obter o coeficiente de atenuação 
linear. 
 
COEFICIENTE DE ATENUAÇÃO LINEAR (cm-1) 
Elemento 
Densidade 
(g/cm3) 
Energia (MeV) 
0,1 0,2 0,3 0,5 0,8 1,0 1,5 2,0 
Concreto 2,35 0,397 0,291 0,251 0,204 0,166 0,149 0,122 0,105 
 
a) 5,93 mGy/h 
b) 5,60 mGy/h 
c) 5,97 mGy/h 
d) 5,93 Gy/h 
e) 5,60 Gy/h 
 
18) Suponha que um trabalhador deve executar uma tarefa em um 
campo de radiação cuja taxa de dose é de 10 mSv/h. Se desejarmos 
que este trabalhador receba uma dose máxima de 0,6 mSv em um 
dia, qual será o tempo que este trabalhador poderá permanecer 
nesta área? 
a) 4,2 minutos 
b) 5,4 minutos 
c) 7,8 minutos 
d) 1,0 minuto 
e) 3,6 minutos 
 
19) Uma amostra contendo Tc-99m apresenta uma taxa de dose de 15 
mSv/h a 10 cm. Sabendo-se que a meia vida do Tc-99m é de 2,8 
dias, e que a constante específica da radiação gama, para esse 
radionuclídeo, é 37,5 mSv.m2.h-1.GBq-1, qual a atividade da 
amostra? 
a) 6 MBq 
b) 5 MBq 
c) 3 MBq 
d) 4 MBq 
e) 2 MBq 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
20) Para um trabalhador exposto acidentalmente, foram avaliadas as 
seguintes doses de radiação: 
 
TIPO DE RADIAÇÃO 
DOSES DE RADIAÇÃO NOS ÓRGÃOS (mGy) 
MEDULA ÓSSEA TIREÓIDE PULMÃO 
Alfa 2 5 5 
Gama 10 30 5 
Nêutrons 5 10 5 
 
Qual seria a dose equivalente efetiva que deverá ser registrada no histórico 
de dose deste trabalhado, devido a este evento? 
Dados: 
- Fator de qualidade efetivo é 20 para partículas alfa e nêutrons de 
energia desconhecida, e 1 (hum) para raios gama; 
- Fator de ponderação para a medula e o pulmão é 0,12, e para a 
tireóide é 0,03. 
a) 25,2 mSv 
b) 150 mSv 
c) 330 mSv 
d) 205 mSv 
e) 52,5 mSv 
 
21) Em uma instalação existem três trabalhadores e duas áreas de 
trabalho, denominadas de A e B, onde foram medidas taxas de 
dose de 3 Sv/h e 17 Sv/h, respectivamente. Em um dia de 
trabalho foi registrado o seguinte: o primeiro trabalhador 
permaneceu 6 (seis) horas na área A e não entrou na área B; o 
segundo trabalhador permaneceu 1 (uma) hora na área A e 2 (duas) 
horas na área B e; o terceiro trabalhador permaneceu 4 (quatro) 
horas em cada uma das áreas. Quais trabalhadores respeitaram o 
limite derivado para um dia de trabalho, considerando-se 
2000h/ano? 
a) Todos os trabalhadores respeitaram o limite. 
b) O primeiro e o segundo trabalhador. 
c) O primeiro e o terceiro trabalhador. 
d) O segundo e o terceiro trabalhador. 
e) Nenhum dos trabalhadores respeitou o limite. 
 
22) Quanto tempo deve ser exposto um dosímetro, colocado a uma 
distância de 70 cm de uma fonte de 60Co (constante de taxa de 
kerma no ar 9,19 x 10-15 C.kg-1.m2.h-1.Bq-1) com atividade de 3 GBq, 
de maneira a se obter uma exposição de 65 C/kg? 
a) 2 horas e 20 minutos 
b) meia hora 
c) 45 minutos 
d) 1 hora e 10 minutos 
e) Nenhuma das respostas anteriores 
 
 
23) Uma instalação industrial apresentou o seguinte relatório de dose 
de três trabalhadores: 
ANO 
TRABALHADOR - 
A (mSv) 
TRABALHADOR - 
B (mSv) 
TRABALHADOR -C (mSv) 
2002 17 13 15 
2003 13 15 11 
2004 15 20 10 
2005 11 18 20 
Janeiro 2006 1 7 7 
Fevereiro 2006 3 3 4 
Março 2006 9 5 7 
Abril 2006 5 8 3 
Maio 2006 0 4 6 
Junho 2006 0 2 3 
Julho 2006 2 1 2 
Agosto 2006 8 1 4 
Setembro 2006 9 10 7 
Outubro 2006 7 3 3 
Novembro 2006 5 6 2 
Qual a máxima dose, em mSv, que os trabalhadores A, B e C podem 
receber em dezembro de 2006, de modo que não seja ultrapassado o 
limite de dose, de acordo com a norma CNEN-NN-3.01? 
a) 0 - 0 - 0 
b) 4 - 4 - 4 
c) 0 - 1 - 2 
d) 1 - 0 - 2 
e) 1 - 0 - 1 
 
24) Qual é a taxa de dose no ar, a 2 metros de uma fonte radioativa de 
60Co (constante específica para radiação gama 3,3 x 102 Gy.m2.h-
1.GBq-1), cuja atividade é de 1,85 TBq, e que se encontra blindada 
por um anteparo de espessura equivale a 10 mm de chumbo 
(coeficiente de atenuação 0,6548 cm-1)? 
a) 60 mGy/h 
b) 40 mGy/h 
c) 100 mGy/h 
d) 80 mGy/h 
e) 154 mGy/h 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
25) Devido a um acidente, foi depositado sobre uma superfície um 
composto contendo cerca de 1 g (micrograma) de um 
radioisótopo. Após um cuidadoso levantamento radiométrico, foi 
medida uma taxa de contagem de 5800 cps. Pergunta-se: qual o 
radioisótopo ali depositado, assumindo que a contagem acima foi 
para uma eficiência absoluta de 100%. Sabe-se também que o 
radioisótopo é um dentre os listados na tabela abaixo. Considerar 
desprezível a diminuição da atividade durante todo o processo 
radiométrico. 
Dados: NAv = 6,02x10
23 átomos/mol 
 1 ano = 365 dias 
Elemento T1/2 (anos) 
Am-243 7,95x103 
Cf-251 0,80x103 
Bk-247 1,40x103 
Cm-245 9,30x103 
U-238 4,67x103 
a) o radioisótopo encontrado é Cf-251 
b) o radioisótopo encontrado é Bk-247 
c) o radioisótopo encontrado é Am-243 
d) o radioisótopo encontrado é Cm-245 
e) o radioisótopo encontrado é U-238 
 
26) Um trabalhador foi contaminado por I-131. A contaminação se deu 
30% por inalação e 70% por ingestão. A atividade total incorporada 
foi estimada em 1,9 MBq, através de cálculos biocinéticos mais 
recentes e medidas de excreta e contador de corpo inteiro. Estime a 
dose efetiva comprometida (E50), conhecendo-se os fatores de 
conversão e (E50) para o I-131, dados abaixo: 
(E50)ingestão = 2,2x10
-8 Sv/Bq 
(E50)inalação = 1,1x10
-8 Sv/Bq 
f) 355 mSv 
g) 3,25 mSv 
h) 35,5 mSv 
i) 325 mSv 
j) 2,35 mSv 
 
27) Considere uma fonte puntiforme de Ir-192 de atividade de 0,37 TBq, 
determine: A taxa de dose no ar no ponto P (d = 5 m). O número de 
TVL’s para uma blindagem de concreto de 30 cm. 
Dados: Ir = 1,35x10
-10 (Sv.m2/kBq.h) 
Coeficiente de atenuação em massa m concreto = 0,099 cm
2/g 
Densidade concreto = 2,35 g/cm
3. 
a) 2 mGy/h ; 10 TVL 
b) 10 mGy/h ; 3 TVL 
c) 15 mGy/h ; 5 TVL 
d) 2 mGy/h ; 3 TVL 
e) 10 mGy/h ; 10 TVL 
 
 
28) Um pesquisador deve manipular um frasco contendo uma amostra 
de I-131, cuja atividade é de 15 GBq. Qual será a taxa de dose a uma 
distância de 80 cm do frasco. (a constante de radiação gama para o 
I-131 é de 0,558 (mGy.m2/h.GBq). 
a) 17 mGy/h 
b) 13 mGy/h 
c) 10 mGy/h 
d) 15 mGy/h 
e) 11 mGy/h 
 
29) Uma amostra contendo Tc-99m apresenta uma taxa de dose de 15 
mSv/h a 10 cm. Sabendo-se que a meia vida do Tc-99m é de 2,8 dias 
e que a constante específica da radiação gama, para esse 
radionuclídeo é de 37,5 (mSv.m2/h.GBq), quantas meias vidas serão 
necessárias para a manipulação segura, a cerca de 10 cm da 
amostra, isto é, para que o limite derivado para um dia de trabalho 
de 0,2 mSv seja obedecido, considerando-se um tempo de contato 
com a amostra de 1 (uma) hora por dia? 
a) 6 
b) 5 
c) 3 
d) 4 
e) 2 
 
30) Encontrar a concentração no ar derivada (CAD) a partir do limite de 
incorporação anual (LIA) dos contaminantes I-131 e Cs-137. 
Dados: 
(i) volume de ar respirado por hora de trabalho pelo 
homem referência = 1,2 m3 
(ii) 1 ano de trabalho equivale a 2000 horas 
(iii)LIA para I-131 = 2x10
6
 Bq 
(iv)LIA para Cs-137 = 6x106 Bq 
a) CAD I-131 = 1,2x103 Bq/m3; CAD Cs-137 = 2,0x10 Bq/m3 
b) CAD I-131 = 0,8x103 Bq/m3; CAD Cs-137 = 2,5x10 Bq/m3 
c) CAD I-131 = 0,6x103 Bq/m3; CAD Cs-137 = 1,7x10 Bq/m3 
d) CAD I-131 = 1,0x103 Bq/m3; CAD Cs-137 = 1,9x10 Bq/m3 
e) NRA 
 
 
 
 
 
 
GRANDEZAS E UNIDADES 
 
1) A coleção de íons produzidos como resultado da interação X ou 
gama em um dado volume de ar em condições de equilíbrio 
eletrônico é uma medida de: 
(a) dose absorvida 
(b) exposição 
(c) dose equivalente 
(d) ionização específica 
(e) LET (TLE) 
 
2) O principio de Bragg-Gray esta baseado na relação de: 
(a) Exigência de equilíbrio de partículas carregadas secundárias e a 
espessura do material da parede da câmara 
(b) Ionização numa câmara de ionização com gás para produzir a dose no 
ar 
(c) Ionização do gás numa câmara de ionização para produzir a dose no 
material da parede da câmara 
(d) Ionização numa câmara de ionização com gás para produzir a dose no 
gás 
(e) Espalhamento de fótons de baixa energia para a probabilidade de 
ionização na câmara 
 
3) A determinação da dose absorvida com câmara de ionização em 
um meio diferente do ar é possível devido a: 
(a) teoria da cavidade 
(b) dependência energética da câmara 
(c) eficiência de coleção dos íons 
(d) impermeabilidade da câmara 
(e) teoria da reciprocidade 
 
4) Em termos concentuais, a dose absorvida da radiação, num tecido, 
significa: 
a) a quantidade de radiação que um tecido humano absorveu; 
b) a relação entre a energia absorvida e o volume de absorção, num tecido; 
c) a relação entre a quantidade de radiação absorvida e o tempo gasto; 
d) a relação entre a energia transferida pela radiação e a massa onde 
ocorreu esta transferência, no tecido; 
e) a relação entre a energia absorvida da radiação e a massa do volume 
onde ocorreu esta absorção, num tecido. 
 
5) Para quais tipos de radiação o fator de peso da radiação, WR, 
possui respectivamente o menor e o maior valores? 
a) fótons e partículas alfa; 
b) prótons e partículas alfa; 
c) fótons e prótons; 
d) fótons e elétrons; 
e) nêutrons e prótons. 
 
 
 
6) Para que órgão humano o fator de peso do órgão, WT, possui o 
maior valor: 
a) bexiga 
b) fígado 
c) tireóide 
d) gônadas 
e) pulmão 
 
7) A ICRP não recomenda o uso da dose equivalente, HT, para doses 
altas, onde prevalece o efeito determinístico, porque: 
a) o fator de qualidade não é válido para altas doses absorvidas; 
b) o limite de dose não deve ser ultrapassado; 
c) o fator de qualidade depende da energia; 
d) os efeitos esperados não são relevantes; 
e) doses altas não produzem efeitos estocásticos. 
 
8) A alternativa que define corretamente a grandeza dosimétrica 
denominada kerma é a: 
a) É o quociente entre a soma de todas as energias cinéticas iniciais 
(dEtr)de todas as partículas carregadas liberadas por partículas neutras , 
incidentes em um material, e a massa do material (dm). 
b) É o quociente entre a energia média depositada pela radiação (dÎ Î) num 
ponto de interesse em um material e a massa do material (dm). 
c) É o quociente entre o número de partículas incidentes (dN) sobre uma 
seção de esfera e a área desta seção (da). 
d) É o produto entre a dose absorvida em um material (D)e o fator de 
qualidade da radiação (Q). 
e) É o quociente entre o valor absoluto da carga total (dQ) de ions de um 
dado sinal, produzido no ar, quando todos os elétrons liberados pelos fótons 
numa determinada massa de ar (dm), são completamente frenados. 
 
9) Em que condições a grandeza Kerma é igual a grandeza Dose 
Absorvida? 
a) Quando as perdas por “bremsthralung” não são desprezíveis. 
b) Quando consideramos radiações diretamente ionizantes, como partícula 
beta ou alfa. 
c) Quando há equilíbriodas partículas carregadas no material e no ponto 
de interesse. 
d) Quando a atenuação da radiação primária deve ser considerada. 
e) Nenhuma das respostas anteriores. 
 
10) Sobre a grandeza exposição (X), podemos afirmar que: 
a) A sua definição não sofreu alterações desde que surgiu em 1928. 
b) É uma das grandezas mais modernas utilizadas em proteção 
radiológica. 
c) É aplicável principalmente a partículas alfa, beta e nêutrons. 
d) Mede a capacidade ou habilidade dos raios X e raios gama em produzir 
ionizações em uma massa de ar. 
e) Nenhuma das anteriores. 
 
11) No sistema internacional, quais as unidades correspondentes às 
grandezas dose efetiva, dose equivalente, atividade e dose 
absorvida? 
a) sievert, gray, curie, sievert 
b) sievert, sievert, becquerel, gray 
c) gray, sievert, becquerel, gray 
d) sievert, gray, curie, gray 
e) nenhuma das resposta anteriores 
 
 
 
 
 
NORMA CNEN NE 3.02 
 
1) Assinale A resposta mais completa. segundo a norma CNEN-NE-
3.02 – Serviços de Radioproteção, as atividades de um serviço de 
radioproteção devem incluir: 
(a) controle de trabalhadores, de áreas, do meio ambiente e da população 
(b) controle de fontes de radiação e de rejeitos e controle de equipamentos 
(c) treinamento de trabalhadores, registros e preparação de relatórios 
(d) auditorias internas para avaliação da eficácia e constância dos controles 
administrativos 
(e) respostas (a), (b) e (c) estão corretas 
 
2) De acordo com a norma NE-CNEN-3.02, no que diz respeito ao 
controle de fontes de radiação e rejeitos, é incorreto afirmar que: 
a) Qualquer fonte radioativa danificada ou inaproveitável deve ser 
retirada do serviço e considerada como rejeito; 
b) Qualquer transporte de fontes de radiação deve ser realizado com 
autorização do supervisor de radioproteção , em conformidade com 
normas específicas; 
c) O transporte de rejeitos não deve ser considerado como transporte 
de fontes radioativas; 
d) Devem estar estabelecidos por escrito, e aprovados pelo supervisor 
de radioproteção, os procedimentos para o uso, manuseio, 
acondicionamento, transporte e armazenamento de fontes de 
radiação , em conformidade com esta norma e com outras 
específicas; 
e) A aplicação de fonte de radiação é restrita somente à instalação e às 
finalidades para as quais foi autorizada pela CNEN. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
3) Com relação ao controle de equipamentos do serviço de 
radioproteção, podemos afirmar: 
(i) Os equipamentos do serviço de radioproteção devem ser 
devidamente identificados, sinalizados e registrados, em 
conformidade com os requisitos da norma CNEN-NE-3.02 e de 
normas especificas. 
(ii) O serviço de radioproteção deve estabelecer e executar um 
programa de inspeções dos seus equipamentos visando à 
verificação, dentre outros aspectos, dos procedimentos de uso e de 
armazenamento. 
(iii) Os requisitos relativos ao controle de equipamentos se aplicam 
exclusivamente aos instrumentos para medição de radiações 
ionizantes. 
(iv) É obrigatória a calibração prévia dos instrumentos de medição do 
serviço de radioproteção, por entidades autorizadas pela CNEN, em 
conformidade com as normas específicas. 
(v) A descontaminação de equipamentos deve ser realizada em local 
adequado e autorizado pelo supervisor de radioproteção. 
a) Apenas a III está correta. 
b) I e III estão corretas. 
c) I, II, III e V estão corretas. 
d) I, II, IV e V estão corretas. 
e) Todas estão corretas. 
 
4) Com relação à estrutura do Serviço de Radioproteção (SR), de 
acordo com a norma CNEN-NE-3.02, podemos afirmar: 
(i) O SR deve estar diretamente subordinado ao Chefe de Operação 
da Instalação. 
(ii) O SR deve ser o único autorizado para a execução das atividades 
de radioproteção. 
(iii) O SR deve possuir instalações próprias e adequadas as suas 
necessidades como para acomodação de pessoal, troca de 
guarda de vestimentas, descontaminação e higiene de pessoas; 
aferição, ajuste e descontaminação de equipamentos. 
(iv) Em função de suas atividades, o SR deve possuir equipamentos 
para monitoração individual de trabalhadores, de área, ambiental; 
de proteção pessoal e de descontaminação. 
(v) É opcional ao SR, de acordo com suas necessidades, possuir um 
Supervisor de Radioproteção. 
a) Todas as afirmativas estão corretas. 
b) I, II, III e IV são corretas. 
c) II e IV são incorretas. 
d) I e V estão incorretas. 
e) As afirmativas II, III, IV e V são corretas. 
 
 
 
 
NORMA CNEN NN 3.01 
 
1) As exposições de emergência são aquelas que ocorrem 
deliberadamente durante situações de emergência (salvar vidas, 
evitar a escalada de acidentes e salvar instalação de vital 
importância). Sobre elas se pode afirmar: 
(a) Devem estar previstas e limitadas no Plano de Radioproteção 
(b) Devem ser autorizadas pela CNEN 
(c) Devem ser autorizadas pela direção da instalação 
(d) Supervisor de radioproteção pode autorizar 
(e) CNEN, direção e supervisor de radioproteção da instalação estabelecem 
a atuação 
 
2) Nas exposições de emergências, conforme norma CNEN-NN-3.01, 
devemos observar que: 
(a) Quando as doses previstas sejam iguais ou superiores a 50 mSv, 
somente participem trabalhadores voluntários com informações prévias 
sobre os riscos associados 
(b) Quando as doses previstas forem inferiores a 100 mSv, qualquer pessoa 
pode decidir sobre sua participação, desde que previamente informada 
sobre os riscos associados 
(c) Quando as doses previstas não ultrapassem os limites primários, 
qualquer pessoa pode participar, desde que seja decidido diretamente 
pela direção da instalação 
(d) Desde que os sistemas de radioproteção da instalação estejam 
otimizados e as doses previstas minimizadas, qualquer trabalhador 
informado previamente sobre os riscos associados pode participar 
(e) Estão corretas as letras (a) e (b) acima. 
 
3) O serviço de radioproteção deve estabelecer e manter atualizado 
um sistema centralizado de registros. Entre eles, um registro 
médico e radiológico para cada trabalhador, que deve ser 
conservado: 
(a) Por trinta anos após o término da sua ocupação 
(b) Até o IOE atingir a idade de 75 anos e , pelo menos, por 30 anos após o 
término de sua ocupação, mesmo que já falecido. 
(c) Recomendável trinta e cinco anos de registros 
(d) Por toda a vida da instalação 
(e) Até que o trabalhador se aposente 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
4) Assinale a alternativa que não corresponde à obrigação básica do 
supervisor de radioproteção 
(a) Assessorar e informar a direção da instalação sobre todos os assuntos 
relativos à proteção radiológica; 
(b) Zelar pelo cumprimento do plano de proteção radiológica aprovado pela 
CNEN; 
(c) Planejar, coordenar, implementar e supervisionar as atividades do 
serviço de proteção radiológica, de modo a garantir o cumprimento dos 
requisitos básicos de proteção radiológica; 
(d) Estabelecer e submeter à CNEN um plano de radioproteção. 
(e) Coordenar o treinamento, orientar e avaliar o desempenho dos IOE, sob 
o ponto de vista de proteção radiológica. 
 
5) Durante uma emergência, com um campo de radiação potencial ou 
real elevado, a irradiação individual deve ser voluntária ser for 
suposto que a dose venha a exceder a dose de corpo inteiro de: 
(a) 50 mSv 
(b) 100 mSv 
(c) 250 mSv 
(d) 750 mSv 
(e) 1 Sv 
 
6) Complete os parênteses com a letra D no caso de obrigações 
básicas da direção e, com a letra S caso seja obrigação básica do 
supervisor de radioproteção. 
( ) ser o responsável pela radioproteção e segurança da instalação 
( ) estabelecer e submeter à CNEN um plano de radioproteção 
( ) fazer cumprir as normas e recomendações sobre radioproteção da 
CNEN 
( ) autorizar exposições de emergência 
() implementar e ser o orientador do serviço de radioproteção 
(a) S, S, D, S, D 
(b) S, D, D, D, S 
(c) D, D, S, D, S 
(d) D, D, D, S, D 
(e) D, D, S, S, D 
 
7) Constitui obrigação básica da direção ou chefia da instalação 
radiativa: 
(a) fazer cumprir o plano de radioproteção 
(b) designar o substituto eventual do supervisor de radioproteção 
(c) implementar e orientar o serviço de radioproteção 
(d) ser o responsável pela radioproteção e segurança da instalação 
(e) determinar o programa de treinamento do pessoal do serviço de 
radioproteção 
 
 
 
 
 
8) Os procedimentos escritos para o manuseio de fontes de radiação 
devem ser aprovados: 
(a) pela direção da instalação 
(b) pelo supervisor de radioproteção 
(c) pela CNEN 
(d) pela direção da instalação e pela CNEN 
(e) pelo supervisor de radioproteção e pela CNEN 
 
9) O limite de 1 mSv por ano deve ser observado para: 
a) dose equivalente para extremidade para indivíduos do público e 
qualquer tipo de radiação; 
b) dose equivalente efetiva para indivíduos do público, somente para 
radiação com Q=1; 
c) dose equivalente para órgãos ou tecidos, T, para trabalhadores e 
qualquer tipo de radiação; 
d) dose equivalente efetiva para indivíduos do público e qualquer tipo de 
radiação; 
e) dose equivalente para extremidades para trabalhadores e qualquer tipo 
de radiação. 
 
10) EM RADIOPROTEÇÃO, O PROCESSO DE OTIMIZAÇÃO DE UMA 
TÉCNICA RESULTA NECESSARIAMENTE EM: 
a) redução da dose; 
b) aumento da dose; 
c) modificação do limite de dose; 
d) redução do limite de dose; 
e) nenhuma das respostas. 
 
11) Em radioproteção, define-se uma área controlada como: 
a) área na qual as doses equivalentes efetivas anuais podem ser iguais ou 
superiores a 3/10 do limite primário para trabalhadores; 
b) área na qual as doses equivalentes efetivas anuais podem ser iguais ou 
inferiores a 3/10 do limite primário para trabalhadores; 
c) área sujeita a regras especiais de segurança radiológica; 
d) área isenta de regras especiais de segurança radiológica; 
e) as respostas (a) e (c) estão corretas. 
 
12) Os limites de dose equivalente efetiva para trabalhadores 
ocupacionalmente expostos é público, são respectivamente: 
a) 500 mSv/ano; 50 mSv/ano 
b) 100 mSv/ano; 10 mSv/ano 
c) 20 mSv/ano; 1 mSv/ano 
d) 50 mSv/ano; 1 mSv/ano 
e) 1 mSv/ano; 5 mSv/ano 
 
 
 
 
 
 
13) Os princípios básicos de radioproteção são: 
a) prevenção dos efeitos estocásticos, justificativa e otimização; 
b) limitação do risco de efeitos determinísticos e otimização; 
c) limitação do risco de efeitos estocásticos e prevenção dos efeitos 
determinísticos; 
d) otimização e justificativa; 
e) limitação dos riscos de efeitos estocásticos e determinísticos, justificativa 
e otimização. 
 
14) A respeito do princípio de otimização da proteção radiológica, é 
incorreta a afirmação: 
a) estabelece que as doses devem ser mantidas tão baixas quanto 
razoavelmente exeqüíveis; 
b) pode ser aplicado para os indivíduos do público; 
c) leva em conta os fatores sociais e econômicos; 
d) está baseado em uma análise diferencial custo benefício; 
e) ocorre quando a soma do custo de proteção e do detrimento é máxima. 
 
15) Assinale a questão certa, com relação aos níveis de referência 
postulados na radioproteção: 
I) O nível de registro é aquele que, quando alcançado ou previsto de ser 
excedido, faz com que os resultados do programa de monitoração da 
grandeza envolvida devam ser registrados. 
II) O nível de registro é aquele que, quando alcançado ou previsto de ser 
excedido, demonstra que os resultados do programa de monitoração 
da grandeza envolvida estão de acordo com as normas. 
III) O nível de interferência é aquele que, quando alcançado ou previsto 
de ser excedido, torna necessário medida de interferência nos 
procedimentos de operação normal, a fim de corrigir uma situação 
claramente inaceitável ou um dano, medidas essas cujos detalhes 
depende de cada situação em particular. 
IV) O nível de investigação é aquele que, quando alcançado ou previsto 
de ser excedido, faz com que os resultados do programa de 
monitoração da grandeza envolvida justifiquem investigações de 
causa e conseqüências. 
V) O nível de investigação é aquele que, quando alcançado ou previsto 
de ser excedido, faz com que os resultados do programa de 
monitoração da grandeza envolvida justifiquem interferência nos 
procedimentos de operação normal. 
a. Estão certas as sentenças II; IV. 
b. Somente a sentença I está certa. 
c. Estão erradas as sentenças I, IV e V. 
d. Estão certas as sentenças I, III e IV. 
e. Somente a sentença III está certa. 
 
 
 
 
 
16) Nas exposições de emergências, conforme norma CNEN-NN-3.01, 
devemos observar que: 
a) Quando as doses previstas sejam iguais ou superiores a 50mSv, 
somente participem trabalhadores voluntários com informações prévias 
sobre os riscos associados. 
b) Quando as doses previstas forem inferiores a 100mSv, qualquer pessoa 
pode decidir sobre sua participação, desde que previamente informada 
sobre os riscos associados. 
c) Quando as doses previstas não ultrapassem os limites primários, 
qualquer pessoa pode participar, desde que seja decidido diretamente pela 
direção da instalação. 
d) Desde que os sistemas de radioproteção da instalação estejam 
otimizados e as doses previstas minimizadas, qualquer trabalhador 
informado previamente sobres os riscos associados pode participar. 
e) Estão corretas as letras a) e b) acima.. 
 
17) As exposições de emergência são aquelas que ocorrem 
deliberadamente durante situações de emergência (salvar vidas, evitar a 
escalada de acidentes e salvar instalação de vital importância). Sobre elas 
se pode afirmar: 
a) Devem estar previstas e limitadas no Plano de Radioproteção. 
b) Devem ser autorizadas pela CNEN. 
c) Devem ser autorizadas pela direção da instalação. 
d) supervisor de radioproteção pode autorizar. 
e) CNEN, direção e supervisor de radioproteção da instalação estabelecem 
a atuação. 
 
18) De acordo com a norma CNEN-NN-3.01, assinale as opções verdadeiro 
e falso para as afirmações listadas abaixo. em seguida identifique o item 
com a seqüência correta de respostas: 
É responsabilidade da Direção estabelecer e implementar o Plano de 
Radioproteção. 
Supervisor de Radioproteção é legalmente responsável pelas 
providências relativas ao licenciamento da instalação junto à CNEN. 
Programas e procedimentos relativos à monitoração individual, 
monitoração de área e monitoração do meio-ambiente, bem como 
estimativa de taxas de dose em condições de rotina devem 
obrigatoriamente constar de um Plano de Radioproteção. 
No âmbito de uma Instalação Radiativa (Direção, Serviço de 
Radioproteção e Trabalhadores), cabe unicamente ao Supervisor de 
Radioproteção avaliar eventos que possam influir nos níveis de 
exposição ou no risco de acidente. 
Cabe ao Supervisor de Radioproteção a designação de um substituto 
nos seus eventuais impedimentos. 
a) F F V F V 
b) V F F V V 
c) V V F F F 
d) F V V F F 
e) F V F V V 
 
 
19) Marque a opção que não se relaciona com as exposições de 
emergência, de acordo com a norma CNEN-NN3.01: 
a) Em exposição de emergência somente podem participar trabalhadores 
que tenham recebido previamente informações sobre os riscos 
associados. 
b) As exposições de emergência podem ser decididas diretamente se 
durante tais operações as doses previstas são inferiores a 100 mSv. 
c) As tarefas a cumprir em exposições de emergência serão voluntárias 
quando as doses previstas são iguais ou superiores a 100 mSv. 
d) Estão corretas as opções a, b e c. 
e) Em exposição de emergência somente podem participar trabalhadores 
que tenham recebido previamente informações sobre os riscos 
associados se as doses previstas forem acima de 50mSv. 
 
20) Assinale a alternativa correta, com relação aos Limites Primários 
Anuais de Dose Equivalente, de acordo com a norma CNEN-NN-3.01: 
 
(a) TRABALHADOR PÚBLICO 
Dose equivalente efetiva 
Dose equivalente para órgão ou tecido T 
Dose equivalente para pele 
Dose equivalente para cristalino 
Dose equivalente para extremidades 
50mSv 
50mSv 
50mSv 
150mSv 
50mSv 
1mSv 
1mSv/wT 
5mSv 
5mSv 
5mSv 
(b) TRABALHADOR PÚBLICO 
Dose equivalente efetiva 
Dose equivalente para órgão ou tecido T 
Dose equivalente para pele 
Dose equivalente para cristalino 
Dose equivalente para extremidades 
500mSv 
500mSv 
500mSv 
150mSv 
500mSv 
10mSv 
1mSv/wT 
50mSv 
50mSv 
50mSv 
(c) TRABALHADOR PÚBLICO 
Dose equivalente efetiva 
Dose equivalente para pele 
Dose equivalente para cristalino 
Dose equivalente para extremidades 
20mSv 
500mSv 
150mSv 
500mSv 
1mSv 
50mSv 
15mSv 
50mSv 
(d) TRABALHADOR PÚBLICO 
Dose equivalente efetiva 
Dose equivalente para órgão ou tecido T 
Dose equivalente para pele 
Dose equivalente para cristalino 
Dose equivalente para extremidades 
50mSv 
500mSv 
500mSv 
500mSv 
500mSv 
1mSv 
1mSv/wT 
50mSv 
50mSv 
50mSv 
(e) TRABALHADOR PÚBLICO 
Dose equivalente efetiva 
Dose equivalente para órgão ou tecido T 
Dose equivalente para pele 
Dose equivalente para cristalino 
Dose equivalente para extremidades 
50mSv 
500mSv 
500mSv 
150mSv 
500mSv 
1mSv 
1mSv/wT 
50mSv 
15mSv 
50mSv 
 
 
 
21) Uma turbulência solar anormal provocou uma emissão de radiação 
gama e elétrons que atingiu a superfície da Terra. Um grupo de 
trabalhadores recebeu doses equivalentes constantes na tabela abaixo. 
Qual foi a dose coletiva, em Sv.homem? 
 
Trabalhadores Dose 
efetiva 
(mSv) 
1 0,15 
2 0,17 
3 0,14 
4 0,18 
5 0,21 
6 0,17 
7 0,15 
8 0,19 
9 0,19 
10 0,15 
a) 0,0034 Sv.homem 
b) 1,7 Sv.homem 
c) 0,17 Sv.homem 
d) 0,0017 Sv.homem 
e) 3,4 Sv.homem 
 
22) Um modelo de homem adulto hipotético, incluindo características 
fisiológicas e anatômicas, que servem para simular os órgãos do corpo 
humano para cálculos matemáticos de grandezas dosimétricas, é 
conhecido como: 
a) corpo padrão 
b) fantoma (simulacro) 
c) homem simulado 
d) corpo de prova 
e) homem-referência (homem-padrão) 
 
23) De acordo com as diretrizes básicas de radioproteção, Norma CNEN-
NN 3.01, constituem obrigações básicas do Supervisor de Radioproteção: 
a) Informar ao serviço de radioproteção e aos seus superiores qualquer 
evento que, no seu entender, possa influir nos níveis de exposição ou do 
risco de ocorrência de acidente. 
b) Treinar, reciclar, orientar e avaliar o desempenho da equipe do serviço 
de radioproteção e dos demais trabalhadores envolvidos em atividades 
com fontes de radiação. 
c) Estabelecer contatos e ajustes com as organizações de apoio para 
situações de emergência, tais como a Defesa Civil, o Corpo de 
Bombeiros, etc. 
d) Submeter à CNEN um relatório detalhado das situações anormais, tanto 
de acidentes como de emergência, no qual deve constar uma análise 
quanto às causas e conseqüências. 
e) Garantir aos inspetores da CNEN livre acesso às áreas da instalação 
 
24) Sobre a classificação das áreas de trabalho, pode-se afirmar que: 
a) A classificação de uma área como restrita ou controlada não implica em 
diferentes condições de exposição, pois estes termos são sinônimos. 
b) Em contraposição à área restrita, temos o conceito de área supervisionada, 
que é uma área isenta de regras especiais de segurança. 
c) A classificação de áreas deve ser feita no início da operação de uma 
instalação, não se alterando devido a modificações futuras nas condições 
de trabalho. 
d) Uma área livre pode, após uma re-avaliação, ser classificada como uma 
área controlada. 
e) Nenhuma das respostas anteriores. 
 
25) Em relação aos limites primários anuais de dose equivalente 
estabelecido na norma CNEN-NN 3.01, para trabalhadores 
ocupacionalmente expostos e para indivíduos do publico, assinale a 
afirmativa que fornece os valores corretos: 
a) 1 mSv e 50 mSv, respectivamente. 
b) 1 mSv e 1/wT, respectivamente. 
c) 50 mSv e 1 mSv, respectivamente. 
d) 50 mSv e 20 mSv, respectivamente. 
e) 20 mSv e 1 mSv, respectivamente. 
 
26) Para se classificar áreas designadas, qual dos princípios é utilizado? 
a) justificativa; 
b) limitação de dose; 
c) otimização; 
d) inverso do quadrado da distância; 
e) blindagem. 
 
27) De acordo com a norma CNEN NN 3.01 – Diretrizes Básicas de 
Radioproteção – o LIA (limite de incorporação anual) depende de: 
a) radionuclídeo; 
b) radionuclídeo e forma química; 
c) radionuclídeo; forma química e via de incorporação; 
d) via de incorporação e forma química; 
e) nenhuma das afirmações está correta. 
 
28) Segundo a norma CNEN NN 3.01 – Diretrizes Básicas de 
Radioproteção – a demonstração da otimização de um sistema de 
radioproteção é: 
a) obrigatório; 
b) dispensável se a dose equivalente efetiva para os trabalhadores não 
exceder 1 mSv e o indivíduo do público não exceder 10 Sv; 
c) dispensável se a dose equivalente efetiva coletiva anual não exceder a 1 
homem Sievert; 
d) dispensável se (b) e (c) forem satisfeitas; 
e) nenhuma das afirmações está correta. 
 
BSS – ICRP60 – CNEN NN 3.01 
 
1) A Comissão Internacional de Proteção Radiológica, na publicação 
número 60 (ICRP60) apresenta uma nova limitação de dose efetiva 
para trabalhadores com radiação ionizante. assinale a alternativa 
mais correta: 
a) Um valor médio de dose efetiva de 100mSv por ano num período de 5 
anos consecutivos e dose efetiva de 50mSv num único ano. 
b) Um valor médio de dose efetiva de 20mSv por ano num período de 5 
anos consecutivos e dose efetiva de 50mSv num único ano. 
c) Um valor médio de dose efetiva de 50mSv por ano num período de 5 
anos consecutivos e dose efetiva de 20mSv num único ano. 
d) Dose efetiva de 50mSv num único ano. 
e) Dose efetiva de 20mSv num único ano. 
 
2) Analise o texto a seguir: “Os efeitos determinísticos são causados 
por irradiação total ou localizada de um tecido, causando um grau 
de morte celular não compensado pela reposição ou reparo, com 
prejuízos detectáveis no funcionamento do tecido ou órgão. Existe 
um limiar de dose, abaixo do qual a perda de células é insuficiente 
para prejudicar o tecido ou órgão de um modo detectável. Isto 
significa que, os efeitos determinísticos, são produzidos por doses 
elevadas, acima do limiar, onde a severidade ou gravidade do dano 
aumenta com a dose aplicada”. Assinale a alternativa correta. 
a) O texto está errado pois toda a célula pode se regenerar independente da 
dose recebida. 
b) O texto está errado pois com qualquer dose de radiação pode iniciar um 
efeito determinístico. 
c) O texto está certo no que tange a existência do limiar de dose para 
surgimento do efeito determinístico mas está errado com relação ao 
aumento da severidade e a dose aplicada. 
d) O texto está todo certo. 
e) O texto está todo errado. 
 
3) O princípio da justificação diz que: 
a) Qualquer atividade envolvendo radiação ou exposição deve ser justificada 
em relação a outras alternativas e produzir um benefício líquido positivo 
para a sociedade. 
b) O projeto, o planejamento do uso e a operação de instalação e de fontes de 
radiação devem ser feitos de modo a garantir que as exposições sejam tão 
reduzidas quanto razoavelmente exeqüível, levando-se em consideração 
fatores sociais e econômicos. 
c) As doses individuais de trabalhadores e de indivíduos do público não devem 
exceder os limites anuais de dose equivalente estabelecidos em norma. 
d) Nenhuma das respostas acima. 
e) Estão corretas as opções a e c. 
 
 
 
 
 
4) Com relação à filosofia de segurança, assinale a respostaerrada: 
a) A redundância, em um sistema de segurança, consiste no uso de mais 
que o número mínimo de itens necessários para executar uma dada 
função de segurança 
b) Em um projeto, baseado no conceito de redundância, não é permitido 
que uma falha ou a indisponibilidade de um item de segurança seja 
tolerada sem perda da função total 
c) De acordo com o conceito de redundância, três ou quatro 
intertravamentos de segurança podem ser destinados para uma 
determinada função quando somente dois seriam necessários para tal 
d) O conceito de diversidade é aplicado aos sistemas ou componente 
redundante e consiste na incorporação de diferentes atributos aos 
sistemas ou componentes redundantes 
e) O conceito de independência traduz-se no isolamento funcional ou 
separação física de sistemas redundantes ou que possuam funções 
diversas e de mesmo grau de importância para a segurança 
 
5) De acordo com as recomendações internacionais (BSS 115), uma 
cultura de segurança deve ser criada e mantida na empresa com o 
objetivo de estimular no trabalhador uma atitude de 
questionamento e aprendizado, visando a proteção e segurança e 
para desencorajar a condescendência, assegurando: 
(i) Prioridade no estabelecimento da política interna e procedimentos de 
proteção e segurança. 
(ii) Identificação e correção imediata dos problemas que afetam a 
proteção e segurança, de maneira proporcional a importância. 
(iii) Identificação das responsabilidades de cada indivíduo, para proteção 
e segurança, com treinamento e qualificação adequada. 
(iv) Definição das linhas de autoridade para decisões em proteção e 
segurança. 
(v) Efetivas estruturas e estilos organizacionais e linhas de 
comunicação, resultando num fluxo apropriado de informações 
referentes a proteção e segurança. 
a) Somente a letra I está certa. 
b) Estão certas somente as letras I, II, III e IV. 
c) Somente está certa a letra V. 
d) Estão todas certas. 
e) Estão todas erradas. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
6) Assinale as medidas corretas que devem ser tomadas de modo a 
garantir a questão da Segurança de Fontes, segundo o Basic Safety 
Standard - Safety Series 115 - IAEA (BSS). 
i. Fontes só poderão ser transferidas a receptores que possuem 
uma autorização válida do órgão regulador. 
ii. O inventário das fontes móveis deverá ser revisado 
periodicamente de modo a se confirmarem que estão em local 
apropriado e seguro. 
iii. Manter registros dos resultados de monitoração e verificação 
de conformidade, incluindo testes e calibração realizados de 
acordo com a regulamentação. 
iv. Analisar a qualidade e abrangência das medidas de proteção e 
segurança. 
a) Somente I e II 
b) Somente II e III 
c) Somente I e III 
d) Somente I e IV 
e) Somente III e IV 
 
7) A estimativa de dose no corpo humano causada por fontes internas 
ou externas, requer certo conhecimento sobre as dimensões e 
função do indivíduo exposto. Um modelo de adulto hipotético, 
incluindo características fisiológicas e anatômicas, que serve para 
simular os órgãos do corpo humano para cálculos matemáticos de 
grandezas dosimétricas é conhecido como: 
a) boneco padrão 
b) boneco simulado 
c) homem amostra 
d) homem referência (homem padrão) 
e) corpo de prova referência 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
8) Relacione os conceitos do Basic Safety Standard - Safety 
Series 115 - IAEA (BSS) de acordo com as suas 
características e marque a assertiva que contém a seqüência 
correta: 
I – Cultura de Segurança 
II – Defesa em Profundidade 
III – Fatores Humanos 
IV – Boa Prática de Engenharia 
 
( ) Provê sistemas de múltiplas barreiras e de níveis de defesa, para cumprir 
funções de segurança determinadas. 
( ) Prevê margens de segurança visando o bom desempenho das operações, 
observando-se códigos e padrões reconhecidos. 
( ) Incorpora na sua aplicação o desenvolvimento científico-tecnológico e as 
lições aprendidas da experiência. 
( ) Utiliza-se de equipamentos, sistemas de segurança e procedimentos 
adequados, no sentido de detectar erros humanos e corrigi-los ou 
compensá-los. 
( ) Utiliza os conceitos de redundância, diversidade e independência em 
sistemas, dispositivos, procedimentos, etc. relacionados à segurança. 
( ) Exige de todos os envolvidos prioridade máxima e compromisso com a 
excelência nas questões de segurança. 
( ) Aplica princípios básicos de ergonomia para minimizar probabilidade de 
erros operacionais e tornar as operações mais seguras. 
( ) Proporciona uma clara definição dos níveis de responsabilidade, das linhas 
de autoridade e dos fluxos de informação, relacionados com funções de 
segurança. 
 
a) I – IV – IV – II – II – I – III – I 
b) II – IV – IV – III – II – I – III – I 
c) II – III – IV – III – II – IV – I – II 
d) I – III – III – IV – IV – II – I – II 
e) III – I – II – IV – I – II – IV – III 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
9) Dentre os itens relacionados abaixo, indique aquele que 
constitui um requisito do Programa de Garantia de Qualidade, 
definidos no Basic Safety Standard - Safety Series 115 - IAEA 
(BSS). 
a) Garantir que proteção e segurança sejam prioridades na elaboração de 
procedimentos e instruções técnicas. 
b) Definir claramente o processo de tomada de decisão quanto a proteção e 
segurança. 
c) Fornecer garantia de que os requisitos de proteção e segurança são 
atendidos na prática. 
d) Prover sistemas de múltiplas barreiras e de níveis de defesa no 
desempenho das funções de segurança. 
e) Reduzir, tanto quanto possível, a possibilidade de que erros humanos 
causem exposição a qualquer pessoa. 
 
10) Os Requisitos Técnicos, estipulados no Basic Safety 
Standard - Safety Series 115 - IAEA (BSS), são: 
a) Justificativa das práticas; limitação de doses; otimização. 
b) Cultura de segurança; fatores humanos; defesa em profundidade. 
c) Segurança de fontes; defesa em profundidade; boas práticas. 
d) Cultura de segurança; justificativa das práticas; limitação de 
doses. 
e) Otimização; limitação de doses; boas práticas. 
 
11) Quais são os itens importantes para a Verificação de 
Segurança, segundo o Basic Safety Standard - Safety Series 
115- IAEA (BSS)? 
a) Análise de segurança; monitoração e verificação de 
conformidade; registros. 
b) Boa prática de construção; monitoração; justificativa das práticas. 
c) Otimização; análise de segurança; registro. 
d) Isenções; autorização; verificação de conformidade. 
e) Nenhuma das respostas acima. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
12) Assinale as medidas corretas que devem ser tomadas de 
modo a garantir a questão da Segurança de Fontes, segundo 
o Basic Safety Standard - Safety Series 115 - IAEA (BSS). 
(i) Fontes só poderão ser transferidas a receptores que possuem 
uma autorização válida do órgão regulador. 
(ii) O inventário das fontes móveis deverá ser revisado 
periodicamente de modo a se confirmarem que estão em local 
apropriado e seguro. 
(iii) Manter registros dos resultados de monitoração e verificação 
de conformidade, incluindo testes e calibração realizados de 
acordo com a regulamentação. 
(iv) Analisar a qualidade e abrangência das medidas de proteção 
e segurança. 
a) Somente I e II 
b) Somente II e III 
c) Somente I e III 
d) Somente I e IV 
e) Somente III e IV 
 
13) Os níveis de dose registrados em uma determinada área não 
excedem 1/10 do limite primário anual de dose equivalente 
para trabalhadores. Pode-se afirmar que: 
f) a dosimetria individual é obrigatória, de acordo com o que 
estabelece a publicação Safety Series 115; 
g) não há necessidade de se executar a monitoração dos níveis de 
contaminação nessa área; 
h) a dosimetria individual deixa deser obrigatória nesta área; 
i) a dosimetria individual é proibida nesta área; 
j) não há a necessidade de se executar a monitoração dos níveis de 
exposição nessa área. 
 
14) Com relação aos princípios básicos de radioproteção durante 
uma exposição de emergência, pode-se afirmar que: 
a) uma exposição de emergência deve ser sempre justificada e 
otimizada; 
b) não existem limites de dose durante exposições de emergência; 
c) no caso de acidentes radiológicos, a exposição de emergência é 
sempre justificada, pois devem ser considerados os fatores 
políticos; 
d) os limites de dose podem ser excedidos desde que a exposição de 
emergência seja justificada; 
e) nenhuma das respostas anteriores. 
 
 
 
 
 
15) A Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) 
classifia as situações de exposição à radiação como prática e 
intervenção, de acordo com as características que conduzem 
a exposição. Quais princípios da radioproteção se aplicam a 
situações de intervenção? 
a) justificativa, limitação e otimização 
b) justificativa e limitação 
c) limitação e otimização 
d) justificativa e otimização 
e) justificativa 
 
16) Das seguintes afirmações: 
(i) Práticas são atividades humanas que poderão, quer 
pela introdução de novas fontes ou pela modificação de 
vias de exposição, conduzir ao aumento da exposição a 
radiação dos indivíduos ou a exposição de novos 
indivíduos. 
(ii) O objetivo da proteção radiológica é evitar danos de 
efeitos determinísticos e limitar a probabilidade de 
efeitos estocásticos a níveis aceitáveis. 
(iii)Todas as exposições devem ser mantidas tão baixas 
quanto razoavelmente exeqüíveis, levando em 
consideração fatores sócios-econômicos. 
(iv)Nenhuma prática deve ser adotada, a menos que 
introduza um benefício líquido. 
(v) Doses individuais devido a combinação de todas as 
práticas relevantes não devem exceder limites de doses 
especificados. 
a) estão corretas i e ii 
b) estão corretas iii, iv, v 
c) somente a ii está correta 
d) nenhuma está correta 
e) todas estão corretas 
 
17) Considera-se como propósito da defesa em profundidade: 
(i) prover meios para detecção de erros humanos e para sua 
correção ou compensação; 
(ii) evitar acidentes que podem levar a exposição; 
(iii) facilitar a intervenção no caso de falha dos sistemas de 
segurança ou de outras medidas de proteção. 
a) apenas ii 
b) apenas iii 
c) apenas ii e iii 
d) i, ii e iii 
e) nenhuma das afirmações 
 
 
 
 
 
18) Sendo a publicação da AIEA Safety Series 115 – BSS 115 – 
uma recomendação internacional e, existindo toda uma 
legislação nacional que trata da matéria, marque a alternativa 
falsa. 
a) as normas emitidas pelo órgão regulador nuclear nacional prevalecem 
sobre a recomendação internacional; 
b) as normas emitidas pelo órgão regulador nuclear nacional estão 
subordinadas à recomendação internacional; 
c) a recomendação internacional pode ser adotada como base para 
revisões das normas nacionais, se assim a autoridade determinar; 
d) a finalidade das normas básicas internacionais é estabelecer os 
requisitos fundamentais relativos à proteção contra os riscos derivados 
da exposição à radiação ionizante, e relativos à segurança das fontes de 
radiação que podem causar esta exposição; 
e) de acordo com a BSS 115 os elementos essenciais de uma infra 
estrutura nacional são: a legislação e normas nacionais; uma autoridade 
reguladora facultada para autorizar e inspecionar as atividades 
regulamentadas e para fazer cumprir a legislação e as normas; recursos 
adequados e pessoal capacitado em número suficiente. 
 
19) De acordo com o BSS 115, os planos de emergência deverão 
contemplar, entre outros, os seguintes pontos: 
a) descrição dos equipamentos de proteção individual; avaliação das 
exposições individuais; programas de vigilância à saúde; 
b) programa de monitoração individual; programa de monitoração 
ambiental; programa de treinamento de trabalhadores; 
c) justificação para o caso de ocorrência de um acidente; metodologia de 
análise de acidentes; indicação de responsabilidades; 
d) identificação dos diversos tipos de situação que possam originar um 
acidente; descrição dos procedimentos a serem seguidos no caso de um 
acidente; descrição dos métodos de avaliação a serem utilizados após o 
acidente; 
e) NRA 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
NORMA CNEN NE 5.01 
 
1) Uma fonte radioativa, sob forma especial, apresentou uma medida, 
através do método de esfregaço de 12 500 dps. Podemos concluir 
que a fonte radioativa: 
(a) apresenta fuga mas isto não altera nada quanto ao seu encapsulamento 
(b) não apresenta fuga 
(c) não apresenta fuga, mas não é conveniente utilizá-la 
(d) não apresenta fuga, pois em uma fonte sob forma especial não ocorre 
esse tipo de problema 
(e) apresenta fuga 
 
2) Em um embalado cujo nível de radiação máximo na superfície seja 
0,335 mSv/h devemos classificar como categoria de embalado, 
conforme norma CNEN-NE-5.01: 
a) I-Branca 
b) II-Amarela 
c) III-Amarela 
d) III-Amarela e sob uso exclusivo 
e) II-Amarela e III-Amarela 
 
3) No embalado, o rótulo de risco correspondente, conforme a norma 
CNEN-NE-5.01, deve ser afixado: 
a) em duas faces externas; 
b) em todas as faces externas; 
c) na face superior externa; 
d) em duas faces externas opostas; 
e) depende da classificação de risco. 
 
4) O nível de radiação permanente de qualquer embalado, em 
qualquer instante durante o transporte normal não deve ser 
superior a: 
a) 2 mSv/h (200 mrem/h) em qualquer ponto da superfície externa do 
embalado e 20 Sv/h (2 mrem/h) a 1 metro da superfície externa do 
mesmo; 
b) 2 mSv/h (200 mrem/h) em qualquer ponto da superfície externa do 
embalado e 25 Sv/h (2,5 mrem/h) a 1 metro da superfície externa do 
mesmo; 
c) 2 mSv/h (200 mrem/h) em qualquer ponto da superfície externa do 
embalado e 100 Sv/h (10 mrem/h) a 1 metro da superfície externa do 
mesmo; 
d) 20 Sv/h (2 mrem/h) em qualquer ponto da superfície externa do 
embalado; 
e) nenhuma das respostas. 
 
 
 
 
 
 
 
5) O índice de transporte é dado pelo valor da taxa de dose, que 
deverá ser medido: 
a) na superfície da embalagem; 
b) na área controlada; 
c) dentro do veículo de transporte; 
d) a 1 metro da superfície externa da embalagem; 
e) no local de estocagem da embalagem. 
 
6) Os embalados tipo A devem ser submetidos aos seguintes testes: 
a) queda livre, térmico, penetração e percussão; 
b) térmico, percussão, flexão e queda livre; 
c) queda livre, jato d’água, compressão, penetração; 
d) queda livre, jato d’água, térmico e percussão; 
e) compressão, penetração, flexão e térmico. 
 
7) Qual é o tipo de embalado que deve ser usado para o transporte de 
fontes radioativas de 60Co com atividade de 3,7 PBq (petabequerel) 
e quais os certificados de aprovação necessários? (A1 = 0,4 TBq) 
a) tipo B(M), certificado para material radioativo de forma especial; 
certificado de aprovação do projeto do embalado, certificado de 
aprovação do transporte; 
b) tipo B(U), certificado para material radioativo de forma especial, 
certificado de aprovação do projeto do embalado; 
c) tipo B(U), certificado para material radioativo de forma especial, 
certificado de aprovação do projeto do embalado, certificado de 
aprovação do transporte; 
d) tipo A, certificado para material radioativo de forma especial, certificado 
de aprovação do projeto do embalado, certificado de aprovação do 
transporte; 
e) tipo B(U), certificado para material radioativo de forma especial, 
certificado de aprovação do transporte. 
 
8) Assinale a alternativa incorreta: 
a) a segurança no transporte de material radioativo é garantida 
primordialmente pela limitação do conteúdo e integridade da 
embalagem;