Prova CNEN2004 com resposta

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COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR 
 Qualificação de Supervisores de Radioproteção - 2004 
 
 
 1 
1) Considere as afirmações: 
 
I. O processo de captura eletrônica é mais provável em elementos de baixo 
número atômico. 
II. A produção da radiação de freamento é função da energia do elétron e do 
número atômico do material. 
III. A camada semi-redutora depende do coeficiente de atenuação linear. 
 
As afirmações corretas são: 
 
a) I e III 
b) Apenas a I 
c) II e III 
d) Apenas a II 
e) Todas acima 
 
 
2) A atividade inicial de uma fonte de Cs137 (T1/2 = 30 anos) é de 2,22x10
12
 Bq. A massa de átomos 
radioativos existentes após uma meia vida será: 
 
a) 0,345 g 
b) 0,478 g 
c) 0,239 g 
d) 0,166 g 
e) 0,690 g 
 
 
3) Considere as proposições: 
 
I. A fração da energia do fóton transferida ao elétron no Efeito Compton depende 
apenas da energia do fóton incidente. 
II. O processo de produção de pares só é possível para energias inferiores a 1,022 
MeV 
III. O Efeito Fotoelétrico ocorre predominantemente em altas energias e com 
elementos de alto número atômico. 
 
As proposições corretas são: 
 
a) I e II 
b) Apenas a III 
c) II e III 
d) Apenas a I 
e) Todas incorretas 
 
 
4) Devido a um acidente, foi depositado sobre uma superfície um composto contendo cerca de 1g de 
um radioisótopo. Após um cuidadoso levantamento radiométrico, foi medida uma taxa de contagem 
de 5.800 cps. 
 
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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 T ½ Anos 
Am
243 
7,95x10
3
 
Cf
251 
0,80x10
3 
Bk
247 
1,40x10
3 
Cm
245 
9,30x10
3 
U
238 
4,67x10
3 
 
a) O radioisótopo encontrado é Cf251 
b) O radioisótopo encontrado é Bk247 
c) O radioisótopo encontrado é Am243 
d) O radioisótopo encontrado é Cm245 
e) O radioisótopo encontrado é U238 
 
 
5) Quanto aos efeitos biológicos das radiações ionizantes, podemos afirmar que: 
 
a) As células danificadas pela radiação ionizante, sempre mantêm a capacidade reprodutiva; 
b) Para os efeitos estocásticos o tempo de latência é inversamente proporcional à dose; 
c) A eficiência biológica de uma dada dose de radiação independente do tipo de radiação 
d) A morte celular não está relacionada aos efeitos determinísticos das radiações 
e) Todas as questões acima estão erradas 
 
 
 
6) Qual o limiar (dose mínima) necessário ao surgimento de um efeito estocástico das radiações (por 
exemplo o câncer) 
 
a) 50 mGy 
b) 5 mGy 
c) 10mGy 
d) 1 Gy 
e) Não existe limiar 
 
7) Quanto à síndrome aguda hematopoética, é falso: 
 
a) Resulta do aumento das células maduras circulantes no sangue; 
b) Decorre da destruição de células hematopoéticas precursoras, na medula óssea dos ossos 
do corpo; 
c) As principais alterações sanguíneas são leucopenia e linfopenia; 
d) Caracteriza-se por susceptibilidade a infecções, hemorragias e anemia; 
e) Os sintomas aparecem cerca de duas semanas após a superexposição 
 
 
 
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8) Um indivíduo ocupacionalmente exposto a radiações ionizantes trabalha há 10 anos em uma 
instalação radiativa. O registro das leituras dos dosímetros pessoais dele acusa médias anuais dentro 
dos limites recomendados. Tal indivíduo vem apresentando diminuição no número de leucócitos 
(leucopenia) nos últimos exames realizados. Podemos atribuir a leucopenia dele à exposição crônica 
à radiação ionizante? 
 
a) Sim, pois a leucopenia é um efeito típico da irradiação crônica ocupacional 
b) Não, pois o limiar de dose para leucopenia por exposição crônica não foi atingido 
c) Sim, qualquer dose de radiação aumenta a probabilidade de leucopenia 
d) Não, pois o tempo de exposição crônica não foi ainda suficiente para induzir a leucopenia. 
e) Não, pois a leucopenia não é em efeito típico da irradiação crônica ocupacional 
 
 
9) Considere as afirmações:: 
 
I. A Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) classifica os efeitos 
biológicos da radiação em determinísticos e não estocásticos 
II. A radiação ionizante pode danificar uma determinada molécula por dois 
mecanismos distintos, o direto e o indireto 
III. A característica tempo de latência dos efeitos determinísticos da radiação, 
apresenta dependência com a dose de radiação recebida pelo organismo. 
 
As afirmações corretas são: 
 
 
a) I e III 
b) Apenas a I 
c) II e III 
d) Apenas a II 
e) Todas estão corretas 
 
10) Um trabalhador foi contaminado por I131 . 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 I
131
 , dados abaixo: 
 
 (E50) ingestão = 2,2x10
-8 
Sv/Bq 
 (E50) inalação = 1,1 x 10
-8
 Sv/Bq 
 
a) 355 mSv 
b) 3,25 mSv 
c) 35,5 mSv 
d) 325 mSv 
e) 2,35 mSv 
 
 
 
 
 
 
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11) Considere uma fonte puntiforme de Ir192 de atividade de 0,37 TBq, determine: 
 
A taxa de dose no ar no ponto P (d = 5m) 
O número de TVL`s para uma blindagem de concreto de 30 cm 
 
Dados: 
 
ir = 1,35x10
-10 
 (Sv.m
2
 /h.kBq) 
 
Coeficiente de atenuação em massa: concreto = 0,099 cm2 /g 
 
Densidade: concreto = 2,35g/cm3 
 
a) 2 mSv/h; 10 TVL 
b) 10 mSv/h; 3 TVL 
c) 15 mSv/h; 5 TVL 
d) 2 mSv/h; 3 TVL 
e) 10 mSv/h; 10 TVL 
 
 
12) Um pesquisador deve manipular um frasco contendo uma amostra de Iodo – 131, cuja atividade é de 
15 GBq. Qual será a taxa de dose a uma distância de 80 cm do frasco. 
(Gamão para I-131 é de 0,558 mGy. m
2
 . h
-1 
GBq
-1 
) 
 
a) 17 mGy/h 
b) 13 mGy/h 
c) 10 mGy/h 
d) 15 mGy/h 
e) 11 mGy/h 
 
13) 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.m
2
 .h
-1 
.GBq
-1 
, 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, 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 
 
 
 
 
 
 
 
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14) Os níveis de dose registrados em uma determinada área não excedem 1/10 do Limite Primário Anual 
de Dose Equivalente para trabalhadores. Pode –se afirmarque: 
 
a) A dosimetria individual é obrigatória, de acordo com o que estabelece a publicação Safety 
Series 115 
b) Não há necessidade de se executar monitoração dos níveis de contaminação nessa área 
c) A dosimetria individual deixa de ser obrigatória nesta área 
d) A dosimetria individual é proibida nesta área 
e) Na há necessidade de se executar monitoração dos níveis de exposição nessa área. 
 
15) 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 
 
16) Quais os materiais mais adequados para blindagem, considerando-se fontes de P32 (emissor  ) 
Am
241 
Be (emissor n) e Co
60 
(emissor ) , respectivamente 
 
a) Chumbo, Chumbo e Plástico 
b) Plástico, Chumbo e Água borada 
c) Plástico, Água Borada e Chumbo 
d) Plástico, Chumbo e Chumbo 
e) Água Borada, Chumbo e Plástico 
 
17) 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, Bequerel, Gray 
c) Gray, Sievert, Bequerel, Gray 
d) Sievert, Gray, Curie, Gray 
e) Nenhuma das respostas anteriores. 
 
18) A Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) classifica as situações de exposição à 
radiação como prática e intervenção, de acordo com as características que conduzem à 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. 
 
 
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19) Das seguintes afirmações: 
 
1) Práticas são atividades humanas que poderão, quer pela introdução de novas fontes ou pela 
modificação de vias de exposição, conduzir ao aumento da exposição à radiação dos indivíduos 
ou à exposição de novos indivíduos. 
 
2) O objetivo da proteção radiológica é evitar danos de efeitos determinísticos e limitar a 
probabilidade de efeitos estocásticos a níveis aceitáveis. 
 
3) Todas as exposições devem ser mantidas tão baixas quanto razoavelmente exeqüíveis, levando 
em consideração fatores sócio-econômicos. 
 
4) Nenhuma prática deve ser adotada, a menos que introduza um benefício líquido. 
 
5) Doses individuais devido à combinação de todas as práticas relevantes não devem exceder 
limites de doses especificados 
 
 
a) Estão corretas 1 e 2 
b) Estão corretas 3,4,5 
c) Somente a 2 está correta 
d) Nenhuma esta correta 
e) Todas estão corretas 
 
20) 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. 
 
21) Após tempo morto e ainda no período de recuperação de um detector Geiger Muller, tem-se: 
 
a) Não ocorrência de interações da radiação no detector 
b) Ocorrência de interações radioativas, porém há registros da informação 
c) Ocorrência de interações radioativas com amplitude de sinal máximo 
d) Ocorrência de interações radioativas, porém com amplitude de sinal menor 
e) Grande probabilidade de empilhamento (pile up) 
 
22) Em um detector proporcional de 10BF3 utilizado para 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)7 Li 
c) A moderação dos nêutrons rápidos no detector 
d) Ao fato do nêutron ser uma partícula sem carga 
e) Nenhuma das anteriores 
 
 
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23) Qual o grau de descontaminação obtido em uma superfície contaminada, após sua limpeza, sabendo-
se que o teste de esfregaço apresentou 10.000 contagens antes e 100 contagens após a limpeza, e que 
contagem para radiação de fundo resultou em 80 contagens? 
 
a) 76,5% 
b) 85,3% 
c) 53,7% 
d) 64,2% 
e) 99,8% 
 
24) Sobre as características principais de um bom dosímetro, pode-se afirmar: 
 
a) A resposta do dosímetro à 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 
 
25) 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) Este procedimento pode ser feito seguindo as especificações dadas pelo fabricante, não 
necessitando de instrumentos de referência ou padrões. 
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 a exposição com 
grande precisão, o fator de conversão para se obter a dose em um órgão pode variar muito 
com a energia da radiação e com a sua direção de incidência. 
e) Nenhuma das respostas anteriores 
 
 
26) Sobre um programa de monitoração, pode-se afirmar que: 
 
a) O tipo, a freqüência e a extensão da área avaliada devem ser revistas 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 
 
 
 
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27) Um detector de Nal(TI) absorve 1 MeV de energia da radiação gama que incide sobre ele e emite 
4 x 10
4
 fótons com energia média de 3 eV cada. A eficiência do processo de cintilação é igual a: 
 
a) 3 x 10-4 % 
b) 4% 
c) 40% 
d) 12% 
e) 88% 
 
28) Para se classificar áreas restritas, qual dos princípios é utilizado? 
 
a) Justificativa 
b) Limitação de doses 
c) Otimização 
d) Inverso do quadrado da distância 
e) Blindagem 
 
29) De acordo coma Norma NE 3.01, “ Diretrizes Básicas de Radioproteção” o LIA (limite de 
incorporação anula) depende de: 
 
a) Radionuclídeo 
b) Radionuclídeo e forma química 
c) Radionuclídeo, forma química e via de incorporação 
d) Via de incorporação eforma química 
e) Nenhuma das afirmações está correta. 
 
30) Segundo a Norma CNEN NE 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 esta correta. 
 
31) Considerando-se o campo de aplicação da Norma CNEN NE 5.01, “ Transporte de Materiais 
Radioativos” em qual das afirmativas esta Norma não é aplicável no contexto do transporte de 
material radioativo? 
 
a) No interior de instalações nucleares e radioativas. 
b) Ao transporte por terra, mar e ar 
c) Ao projeto, fabricação, ensaio e manutenção de embalagens 
d) A preparação, expedição, manuseio, carregamento, armazenagem em trânsito e recebimento 
no destino final; 
e) Ao transporte de embalagens vazias, que tenham encerrado material radioativo. 
 
 
 
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32) Encontrar a Concentração no Ar Derivada (CAD) a partir do Limite de Incorporação Anual (LIA) 
dos contaminantes I
131
 e Cs
137
 . 
 
Dados: 
1)
 Volume de ar respirado por hora de trabalho pelo homem de referência é 1,2 m
3 
2) 1 ano de trabalho equivale a 2000 horas 
3) LIA I131 = 2 x 106 Bq 
4) LIA Cs137 = 6 x 106 Bq 
 
a) CAD(I131) = 1,2 x 103 Bq/m3 ,CAD (Cs137 ) = 2,0 x 10 Bq/m3 
b) CAD(I131) = 0,8 x 103 Bq/m3 ,CAD (Cs137 ) = 2,5 x 10 Bq/m3 
c) CAD(I131) = 0,6 x 103 Bq/m3 ,CAD (Cs137 ) = 1,7 x 10 Bq/m3 
d) CAD(I131) = 1,0 x 103 Bq/m3 ,CAD (Cs137 ) = 1,9 x 10 Bq/m3 
e) NRA 
 
 
33) Segundo Norma CNEN NE-6.05, Gerência de Rejeitos radioativos em Instalações radiativas , os 
rejeitos são classificados em categorias. Das alternativas abaixo, identifique a que contenha os 
critérios corretos segundo os quais as categorias são criadas: 
 
a) Estado físico, Natureza da Radiação, Concentração e Taxa de Exposição; 
b) Natureza da Radiação, Taxa de Exposição, Critérios para Transporte do Material para o 
Depósito. 
c) Estado físico, Quantidade em Massa do Material, Concentração. 
d) Quantidade em Massa do Material, Estado Químico do Rejeito, Natureza da Radiação. 
e) Estado Físico-Químico, Concentração e Taxa de exposição, Quantidades em Massa do 
Rejeito. 
f) Estado Físico-Quimico, Concentração e Taxa de Exposição, Quantidade em massa do 
Rejeito. 
 
 
34) A segregação de rejeito deve ser feita no mesmo local em que forem produzidos. Marque a 
alternativa que contenha as características que são levadas em conta na segregação de rejeitos, de 
acordo com a Norma CNEN NE-605, Gerência de Rejeitos radioativos em Instalações Radiativas. 
 
a) Cor, odor e Volume; meia vida curta ou longa; Orgânico ou Inorgânico. 
b) Sólido, Liquido ou Gasoso; Meia vida curta ou longa; Orgânico ou Inorgânico 
c) Sólido, Líquido ou Gasoso; Putrescíveis ou patogêncios; Tamanho da Embalagem Gerada. 
d) Putrescíveis ou patogênicos, Cor, Odor e Volume; Meia Vida Curta ou Longa 
e) Orgânico, ou Inorgânico, Meia Vida Curta ou Longa; Tamanho da Embalagem Gerada. 
 
35) Em qualquer Instalação Radiativa devem ser mantidos registros atualizados de todos os rejeitos 
(inventário de Rejeitos radioativos). Escolha a alternativa que contenha os itens que devem ser 
descritos neste inventário. 
 
a) Identificação, Procedência e destino; Características Químicas para os demais rejeitos não 
Radioativos. 
b) Características Físicas para os demais Rejeitos não Radioativos; Identificação; Eliminações 
Realizadas. 
 
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 1
0 
c) Eliminações Realizadas; Procedência e Destino; Característica Físico Química para os 
demais Rejeitos não Radioativos. 
d) Transferências Internas e Externas; Característica Biológica para os Rejeitos não 
Radioativos; Outras informações pertinentes à segurança. 
e) Procedência e destino; Eliminações Realizadas; Identificação. 
 
36) Uma fonte é contada durante 1 minuto, resultando em 561 contagens. A contagem de fundo é de 410 
contagens, no mesmo período de tempo. O desvio padrão da contagem líquida em 1 minuto será? 
 
a) 24 contagens 
b) 20 contagens 
c) 12 contagens 
d) 31 contagens 
e) 42 contagens 
 
37) Considera-se como propósito da defesa em profundidade: 
 
I) Prover meios para a 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 
 
38) 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 á 
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 á proteção contra os riscos derivados da exposição á radiação ionizante, e relativos á 
segurança das fontes de radiação que podem causar esta exposição . 
e) De acordo com o 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. 
 
 
 
 
 
 
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 1
1 
39) 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 de 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 
 
 
40) Qual a energia total liberada, em MeV, após a formação de um átomo de 92U
235 
, a partir de seus 
componentes (prótons, nêutrons e elétrons)? 
 
 Dados: 
 
 1 u.m. a ( unidade de massa atômica) equivale a 931 MeV 
 U235 : mu = 235,11750 uma 
 Elétron: me = 0,000548 uma 
 Nêutron: mn = 1,008986 uma 
 Próton: mp =1,007597 uma 
 
 
a) 1802 MeV 
b) 1672 MeV 
c) 1868 MeV 
d) 1785 MeV 
e) 1553 MeV