Apostila de Proteção Radiologica

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Comissão NaCioNal de eNergia 
NuClear
A Comissão Nacional de Energia Nuclear, CNEN, 
sediada no Rio de Janeiro, é uma autarquia federal 
vinculada ao Ministério da Ciência, Tecnologia e 
Inovação, MCTI, desde 1999. As suas funções 
principais são regular e fomentar o uso da energia 
nuclear no Brasil. Para isso, conta com 14 unidades 
distribuídas por nove estados brasileiros. O foco da 
CNEN é fazer com que os benefícios da energia nuclear 
cheguem a um número cada vez maior de brasileiros, 
sempre com total segurança na operação de fontes de 
radiação.
Sede Administrativa da CNEN: Rua General Severiano, 
90 - Botafogo - Rio de Janeiro/RJ - tel (21) 2173 2000.
Cep: 22290-901
Dr. Ângelo Fernando Padilha
Presidente da CNEN
O Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, 
CDTN, é uma das unidades da CNEN.
O CDTN possui como missão: gerar e difundir 
conhecimentos, disponibilizar produtos e serviços de 
pesquisa e desenvolvimento na área nuclear e em 
áreas correlatas.
Avenida Presidente Antônio Carlos nº 6627 - Campus 
UFMG - Pampulha - CEP 31270-901
Caixa Postal 941 - tel (31) 3069 3261 ou 3263
Belo Horizonte - Minas Gerais
Diretor CDTN: Dr João Roberto L. de Mattos
auTores - eQuiPe CdTN
Elton Gomes
Mário Bianchini 
Tetsuaki Wakabayashi 
Thessa Cristina Alonso
Coordenação de Produção do material 
Pedagógico
Avante Brasil Informática e Treinamentos Ltda.
diretor de Planejamento
Carlos Henrique Ferraz de Vasconcelos
diretor Comercial
Rômulo Moura Afonso
gerente de Projetos
Ricardo Cassemiro
Coordenadora da equipe de Produção 
do material Pedagógico e design 
instrucional Telas Web
Gislene do Carmo Braz Alves
design instrucional material impresso
Silvane Friebel
ilustrações e diagramação
Aurélio Marcos de Macedo 
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APRESENTAÇÃO DO MÓDULO – PROTEÇÃO RADIOLÓGICA 
Olá!
 O Curso de Proteção Radiológica, baseado na apostila 
educativa - Energia Nuclear e Suas Aplicações – é uma iniciativa do 
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, CDTN, que é uma 
instituição de pesquisa, desenvolvimento, produção, serviços e ensino, 
com atuação na área nuclear e correlatas. O Centro está subordinado 
à Diretoria de Pesquisa e Desenvolvimento da Comissão Nacional de 
Energia Nuclear, CNEN.
 Coordenado pelo Serviço de Proteção Radiológica (SEPRA) 
juntamente com o Serviço das Radiações Aplicadas à Saúde (SERAS), 
aborda de forma simples e com linguagem acessível às pessoas 
que não atuam em áreas técnicas, os conceitos de energia, energia 
nuclear, radioatividade, segurança nuclear e radioproteção. Além disto, 
mostra as aplicações da energia nuclear e das radiações em benefício 
da sociedade.
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ÍCoNes orgaNiZadores
UNIDADE DE ESTUDO
É utilizada para definir os assuntos que serão 
estudados.
CONCEITO
É utilizado ao definir conceitos e significados.
RESUMO
É utilizado para sintetizar assuntos 
abordados, a fim de facilitar a visão geral dos 
mesmos.
ATENÇÃO
Serão destacados conceitos, ideias e 
lembretes importantes. Por isto, sempre que 
vir este símbolo, preste ATENÇÃO.
SAIBA MAIS
Aprofundamento de ideias, curiosidades, 
links de sites e textos complementares.
AVALIAÇÃO
Momento de realizar exercícios e avaliações 
para consolidar o aprendizado.
EXEMPLO
Utilizado no momento em que 
se exemplificam conteúdos ou 
ideias.
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Termo Definição
Irradiação 
É a exposição de um objeto ou de um corpo à radiação, sem que haja contato direto 
com a fonte de radiação. 
Radioterapia 
É o tratamento com fontes de radiação. A radioterapia teve origem na aplicação 
do elemento rádio pelo casal Curie, para destruir células cancerosas, e foi inicialmente 
conhecida como “Curieterapia”. Posteriormente, outros radioisótopos passaram a ser usados, 
apresentando um maior rendimento. 
Reator nuclear 
 Para liberação de energia em grande escala devido à fissão, este evento, ocorrido 
na instalação conhecida como reator nuclear, deve provocar outras fissões, de modo que o 
processo se espalhe por todo o combustível nuclear atingindo uma determinada velocidade. O 
fato de que mais nêutrons são produzidos que consumidos na fissão, leva à possibilidade de 
uma reação em cadeia, com cada nêutron liberado dando origem a outra fissão. Como em cada 
fissão mais de um nêutron é liberado, é necessário que o reator nuclear contenha materiais 
absorvedores de nêutrons, em uma proporção tal que se possa manter, o funcionamento do 
reator nuclear, com uma reação nuclear controlada. Em cada fissão nuclear haverá liberação 
de energia térmica. Esta aquece a água que circula por um circuito primário do reator e 
transforma em vapor a água que circula no circuito secundário do reator. O vapor move as pás 
de uma turbina e gera energia elétrica em um gerador elétrico acoplado à turbina, devido a um 
fenômeno chamado indução eletromagnética.
Detectores de radiação 
São dispositivos (aparelhos) capazes de indicar a presença de radiação, convertendo 
a energia da radiação em um sinal elétrico, luz ou reação química. A utilização de um detector 
depende do tipo da radiação presente: um detector muito eficiente para radiação gama é 
inadequado para partículas alfa. 
Fissão nuclear 
 É a quebra do núcleo de um átomo de 235-U em dois outros núcleos menores. Estes 
dois outros núcleos emitem dois ou três nêutrons que irão dar origem a outras fissões em 
outros núcleos de átomos de 235 U. O esquema de uma reação típica de fissão é: 
235 U + n → 236 U → 140 Xe + 94 Sr + 2n, onde os símbolos da equação têm os 
seguintes significados: 235 U – Urânio 235; 236 U – Urânio 236; 140 Xe – Xenônio 140; 94 
SR – Estrôncio 94; n - nêutron.
glossÁrio
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Usina nuclear 
É uma instalação industrial empregada para produzir eletricidade a partir de energia 
nuclear, que se caracteriza pelo uso de materiais radioativos que, através de uma reação 
nuclear, produzem calor. As usinas nucleares usam este calor para gerar vapor, que é usado 
para girar turbinas que são acopladas a um gerador onde energia elétrica é produzida por meio 
de um fenômeno chamado indução eletromagnética.
Resíduo radioativo 
Chamado de forma popular de Lixo atômico, é formado por resíduos com elementos 
químicos radioativos que não têm ou deixaram de ter utilidade. É gerado em processos de 
produção de energia nuclear, armamentos, podendo ainda ser oriundo de outros usos, tais 
como tratamentos e diagnósticos radiológicos e pesquisa científica. Fonte: Wikipedia 
Meia-vida 
É o tempo necessário para a atividade de um elemento radioativo ser reduzida à 
metade da atividade inicial. 
Radiação É a propagação de energia, na forma de ondas eletromagnéticas ou de partículas. 
Energia Luminosa e Energia Térmica 
Luz e Calor são duas outras modalidades de energia: Energia Luminosa e Energia 
Térmica, fáceis de serem “sentidas”. 
Energia Magnética (ímã) 
Pode ser percebida por meio da atração de um ímã sobre alguns materiais, como o 
ferro. 
Energia Potencial 
É armazenada num corpo material ou numa posição no espaço. Pode ser convertida 
em energia sensível a partir de uma modificação em seu estado. Podem ser citadas como 
exemplo, a Energia Potencial Gravitacional, Energia Química, Energia de combustíveis e a 
energia existente nos átomos.
Energia Cinética Associada ao movimento dos corpos. 
Energia 
Pode ser definida como a capacidade de realizar trabalho ou como o resultado da 
realização de um trabalho. Na prática, a energia é melhor “sentida” do que definida. Quando 
se olha para o Sol, tem-se a sensação de que ele é dotado de muita energia, devido à luz e ao 
calor que emite constantemente. 
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SUMÁRIO
UNIDADE I – ENERGIA
Energia 9
Formas de Energia 9
Energia Cinética 9
Energia Potencial 10
Energia Luminosa e Energia Térmica 10
Energia Magnética (ímã) 10
Matéria e Energia 11
Uso da Energia 11
Conversão de Energia 12
Conversão em Energia Elétrica 13 
Central Térmica 14
Estrutura da Matéria 15
O Átomo 15
Estrutura do Núcleo e Energia Nuclear 16
Os Isótopos 18
Liberação da EnergiaNuclear 19
Fissão Nuclear 19
Reação em Cadeia 20
Controle da Reação de Fissão Nuclear em Cadeia 20
Urânio Enriquecido 21
Enriquecimento de Urânio 22 
Exercícios de 1 a 10 - 24
UNIDADE II – RADIOATIVIDADE
Radioatividade 28
Partícula Alfa ou Radiação Alfa 29 
Partícula Beta ou Radiação Beta 29
Radiação Gama 30
Radiação 30
Decaimento Radioativo 32 
Atividade de uma Amostra 32
Unidade de Atividade 33
Meia -Vida 33
Um Exemplo “Doméstico” 34
Um Exemplo Prático 36
Radiação Natural - Séries Radioativas Naturais 37 
Penetração das Radiações na Matéria 40
Rejeitos Radioativos - O Lixo Atômico 41
Tratamento de Rejeitos Radioativos 41
Deposição dos Rejeitos Radioativos do 
Acidente de Goiânia 43
Exercícios 11 a 20 - 44
UNIDADE III - SEGURANÇA NUCLEAR 
Segurança Nuclear 48
Varetas de Combustível 48
Vaso de Pressão 49
A Contenção 50
Edifício do Reator 51 
Independência entre os Sistemas de Refrigeração 52
Filosofia de Segurança 52
Sistemas Ativos de Segurança 53 
Segurança no Projeto de uma Usina Nuclear 53 
Segurança na Operação de Reatores Nucleares 53
Reator Nuclear e Bomba Atômica 54
Acidente Nuclear 55
Acidente Nuclear em Three Miles Island 55 
O Reator Nuclear de Chernobyl 56
O Acidente de Chernobyl 58
Comparação do Reator de Chernobyl com os Reatores 
PWR de Angra 59
Exercícios 21 a 30 - 60
UNIDADE IV - Radioproteção (Proteção Radiológica)
Radioproteção (Proteção Radiológica) 65
Objetivos da Radioproteção 65 
Grandezas e Unidades Radiológicas 66
Limites de dose 67
Irradiação e Contaminação 67 
Efeitos das Radiações no Ser Humano 68
Como se Proteger das Radiações - Dosimetria 71 
Detectores de Radiações 72
Monitoramento 73
Detector/Contador Geiger-Müller (GM) 73
Exercícios 31 a 40 - 75
UNIDADE V 
As Aplicações da Energia Nuclear e das Radiações 79
Vantagens e Desvantagens no Uso da Energia Nuclear 80
Traçadores Radioativos 81
A Medicina Nuclear 81
Os Radioisótopos na Medicina 82
A Radioterapia 83
Aplicações na Agricultura 85
Aplicações na Indústria 87
A Preservação de Alimentos por Irradiação 89
Os Raios X 90
A descoberta dos Raios X 91
Identificação da Presença de Radiação 92
Exercícios 41 a 52 - 93
Referências Bibliográficas 98
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UNIDADE I - ENERGIA
ENERGIA
FoRmAs DE ENERGIA 
ENERGIA CINÉTICA
ENERGIA PoTENCIAL
ENERGIA LUmINosA E ENERGIA TÉRmICA
ENERGIA mAGNÉTICA (ÍmÃ)
mATÉRIA E ENERGIA 
Uso DA ENERGIA 
CoNvERsÃo DE ENERGIA 
CoNvERsÃo Em ENERGIA ELÉTRICA 
CENTRAL TÉRmICA 
EsTRUTURA DA mATÉRIA 
o ÁTomo 
EsTRUTURA Do NúCLEo E ENERGIA NUCLEAR 
os IsóToPos 
LIbERAçÃo DA ENERGIA NUCLEAR 
FIssÃo NUCLEAR 
REAçÃo Em CADEIA
CoNTRoLE DA REAçÃo DE FIssÃo NUCLEAR Em CADEIA 
URâNIo ENRIqUECIDo 
ENRIqUECImENTo DE URâNIo 
EXERCÍCIos DE 1 A 10
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UNIDADE I – ENERGIA
De um modo geral, a energia pode ser definida como 
a capacidade de realizar trabalho ou como o resultado da 
realização de um trabalho. Na prática, a energia é melhor 
sentida do que definida. Quando se olha para o sol, tem-se a 
sensação de que ele é dotado de muita energia, devido à luz 
e calor que emite constantemente.
FoRmAs DE ENERGIA 
Existem várias formas ou modalidades de energia: 
 
a) Energia Cinética: associada ao movimento dos corpos. 
10
b) Energia Potencial: é a energia de um corpo ou de um sistema em repouso e depende de sua posição no 
espaço, podendo ser transformada em outro tipo de energia a partir da modificação em seu estado. 
 
c) Luz e Calor são duas outras modalidades de energia: Energia 
 Luminosa e Energia Térmica, fáceis de serem sentidas. 
d) Energia Magnética (ímã): pode ser percebida por meio da atração 
 de um ímã sobre alguns materiais, por exemplo, o ferro.
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mATÉRIA E ENERGIA 
Se um carro, a uma velocidade de 30 km/h, bater em um muro, vai ficar 
todo amassado e quase nada vai acontecer com o muro. 
Mas se um caminhão carregado, também a 30 km/h, bater no 
mesmo muro, vai danificá-lo e o caminhão quase nada sofrerá. 
Isso significa que, quanto maior a massa, maior a energia associada ao movimento.
Uso DA ENERGIA 
A energia elétrica é muito importante para as indústrias, porque torna possível a iluminação 
dos locais de trabalho, o acionamento de motores, equipamentos e instrumentos de medição. 
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Para todas as pessoas, entre outras aplicações, 
a energia elétrica serve para iluminar as ruas e as 
casas, para fazer funcionar os aparelhos de televisão, 
os eletrodomésticos e os elevadores dos edifícios. Sem 
energia elétrica seria muito incômodo construir e habitar 
edifícios de mais de três andares. 
Por todos estes motivos, é interessante converter 
outras formas de energia em energia elétrica. 
CoNvERsÃo DE ENERGIA 
Um bom exemplo de conversão de uma forma de energia em outra é o nosso 
corpo. A energia liberada pelas reações químicas que ocorrem nos diversos 
órgãos (estômago, intestinos, fígado, músculos, sangue etc.) é convertida em 
ações ou movimentos (andar, correr, trabalhar etc.). 
Nesses casos, a energia química é convertida em energia cinética.
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Quando suamos, estamos eliminando o excesso de energia 
recebida pelo nosso corpo (exposição ao sol, por exemplo) ou gerado 
por uma taxa anormal de reações químicas dentro dele, para que sua 
temperatura permaneça em um valor constante de 36,5 oC. Esse calor 
é o resultado da transformação da energia química em energia térmica.
CoNvERsÃo Em ENERGIA ELÉTRICA 
Numa Usina Hidroelétrica, converte-se em eletricidade a energia do 
movimento das correntes de água. O dispositivo de conversão é formado por 
uma turbina acoplada a um gerador.
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Uma turbina para geração de energia elétrica 
é constituída de um eixo, dotado de pás. Estas 
podem ser acionadas por água corrente e, então, o 
seu eixo entra em rotação e move a parte interna 
de um gerador, fazendo aparecer, por um fenômeno 
denominado indução eletromagnética, uma corrente 
elétrica nos fios de sua parte externa. 
CENTRAL TÉRmICA 
Se as pás forem movidas 
por passagem de vapor, obtido 
por aquecimento de água em 
uma grande caldeira, tem-se, 
então, uma usina Termelétrica. 
O calor pode ser gerado pela 
queima de óleo combustível, 
carvão ou gás. 
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EsTRUTURA DA mATÉRIA 
O ferro é um material, ou, um elemento químico bastante conhecido e fácil de ser encontrado. 
Se triturarmos uma barra de ferro, obteremos pedaços cada vez menores, até atingirmos um tamanho 
mínimo, que ainda apresentará as propriedades químicas do ferro. 
Essa menor estrutura, que apresenta ainda as 
propriedades de um elemento químico, é denominada 
ÁTOMO, que em grego significa indivisível.
/
o ÁTomo 
Por muito tempo, pensou-se que o átomo seria a menor porção da matéria e teria uma estrutura compacta. 
Atualmente, sabemos que o átomo é constituído por partículas menores (subatômicas), distribuídas de uma 
forma que lembra o Sistema Solar. 
Existe um Núcleo, onde fica concentrada a massa do átomo e minúsculas partículas que giram em seu 
redor, denominadas elétrons.
Os elétrons são partículas de carga 
negativa e massa muito pequena. 
A comparação com o sistema solar, 
embora sirva para dar uma ideia visual da 
estrutura do átomo, destacando os “grandes 
espaços vazios”, não exprime a realidade. 
No sistema solar, os planetas se 
distribuem quase todos num mesmo plano 
de rotação ao redor do Sol. No átomo, os elétrons se distribuem em vários planos em torno do núcleo. 
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EsTRUTURA Do NúCLEo E ENERGIA NUCLEAR 
O Núcleo do átomo é constituído de partículas de carga positiva, chamadas prótons, e de partículas de 
mesmo tamanho, mas sem carga, denominadas nêutrons. 
Aqui seguem algumas características das três partículas fundamentais que constituem o átomo:
Massa do próton = 1,67 x 10-27 Kg
Massa do nêutron = 1,68 x 10-27 Kg
Massa do elétron = 9,11 x 10-31 Kg
Carga do próton = 1,6 x 10-19 C (Coulomb)
Carga do nêutron = 0 
Os prótons têm a tendência de se repelirem, porque 
têm cargas positivas. Por eles estarem juntos no núcleo, 
comprova-se a existência de energia nos núcleos dos 
átomos com mais de uma partícula:a energia de ligação 
dos nucleons (prótons e nêutrons) - energia nuclear.
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Denomina-se nuclídeo qualquer configuração nuclear, mesmo que transitória. 
Num átomo neutro o número de prótons é igual ao número de elétrons. 
O número de prótons (ou número atômico) identifica um elemento químico, comandando 
seu comportamento em relação aos outros elementos. 
O elemento natural mais simples, o hidrogênio, possui apenas um 
próton; um dos mais complexos, o urânio, tem 92 prótons, sendo o elemento 
químico natural mais pesado. 
18
os IsóToPos 
O número de nêutrons no núcleo pode ser variável, pois eles não têm carga elétrica. Com isso, um mesmo 
elemento químico pode ter massas diferentes. 
Átomos de um mesmo elemento químico com massas diferentes são denominados 
isótopos.
 O hidrogênio tem 3 isótopos: o hidrogênio, o deutério e trítio.
O urânio, que possui 92 prótons no núcleo, existe na natureza na forma de 3 isótopos: 
 
235-U, com 143 
nêutrons (0,7%); 
238-U, com 146 nêutrons 
no núcleo (99,3%);
234-U, com 142 nêutrons 
(em quantidade 
desprezível).
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LIbERAçÃo DA ENERGIA NUCLEAR 
Uma vez constatada a existência da energia nuclear, restava descobrir como utilizá-la. 
A forma imaginada para liberar a energia nuclear baseou-se na possibilidade de partir-se ou dividir-se o 
núcleo de um átomo pesado, isto é, com muitos prótons e nêutrons, em dois núcleos menores, através de um 
choque com um nêutron. A energia que mantinha esses núcleos menores juntos, antes constituindo um só núcleo 
maior, seria liberada, na maior parte, em forma de calor (energia térmica). 
FIssÃo NUCLEAR 
A divisão do núcleo de um átomo pesado, por exemplo, do 235-U, em dois menores, 
quando atingido por um nêutron, é denominada Fissão Nuclear. 
Seria como jogar uma bolinha de vidro (um nêutron) contra várias outras agrupadas (o núcleo). 
 
20
REAçÃo Em CADEIA 
Em cada reação de fissão nuclear resultam, além dos núcleos menores, dois a três 
nêutrons, em consequência da absorção do nêutron que causou a fissão. Torna-se, então, 
possível que esses nêutrons atinjam outros núcleos de 235-U, liberando muito calor. Tal processo 
é denominado Reação de Fissão Nuclear em Cadeia ou, simplesmente, Reação em Cadeia. 
CoNTRoLE DA REAçÃo DE FIssÃo NUCLEAR Em CADEIA 
Descoberta a grande fonte de energia no núcleo dos átomos e a forma de aproveitá-la, restava saber como 
controlar a reação em cadeia, que normalmente não pararia, até consumir quase todo o material físsil (= que 
sofre fissão nuclear), no caso o 235-U. 
Como já foi visto, a fissão de cada átomo de 235-U resulta em 2 átomos menores e 2 a 3 nêutrons, que 
irão fissionar outros tantos núcleos de 235-U. 
A forma de controlar uma reação em cadeia consiste na eliminação de determinado número de nêutrons, 
21
mantendo outra quantidade de nêutrons disponiveis para causar um número de fissões, que dê origem a uma 
reação nuclear em cadeia CONTROLADA, que viabilize o funcionamento, por exemplo, de um reator nuclear. 
Alguns elementos químicos, por exemplo o boro, na forma de ácido bórico ou de metal, e os metais 
cádmio, prata e índio contidos em barras metálicas, chamadas 
barras de controle, têm a propriedade de absorver nêutrons (mais 
a frente, você verá com mais detalhes a função das barras de 
controle). Porque seus núcleos podem conter ainda um número 
de nêutrons superior ao existente em seu estado natural, dão 
origem a isótopos de boro, cádmio, prata e índio. 
A grande aplicação do controle da reação de fissão nuclear em cadeia é nos Reatores 
Nucleares, para geração de energia elétrica. 
URâNIo ENRIqUECIDo 
A quantidade de 235-U contida no urânio natural é muito pequena. Aproximadamente, em 1.000 átomos 
de urânio natural, 7 átomos são de 235-U e 993 são de 238-U (a quantidade dos demais isótopos é desprezível).
 
Para ser possível a ocorrência de uma reação de fissão nuclear em cadeia é necessário haver 
uma quantidade suficiente de 235-U, que é fissionado por nêutrons de qualquer energia, 
preferencialmente os de baixa energia, denominados nêutrons térmicos (“lentos”). Em um evento 
típico de fissão do 235-U, um núcleo de 235-U absorve um nêutron térmico dando origem a um 
núcleo de 236-U altamente excitado. É esse núcleo que realmente sofre fissão. Ele se divide em 
dois fragmentos chamados produtos de fissão, 140-Xe e 94-Sr, e rapidamente emite 3 nêutrons. 
Durante a ocorrência desta reação há liberação de energia, em forma de calor (energia térmica).
Nos Reatores Nucleares do tipo Angra I (“Pressurized Water Reactor” = Reator a Água Pressurizada) são 
22
necessários arranjos de átomos de urânio com as proporções de, aproximadamente, 25, 28, 31 átomos de 235-U 
para cada 1000 átomos de urânio natural. Para você obter os enriquecimentos dos arranjos deve dividir 25/1000 
= 2,5%, 28/1000 = 2,8% e 31/1000 = 3,1% respectivamente). 
Mais na frente você verá que cada arranjo deste é o que se chama elemento combustível. Ao todo Angra I 
possui 121 arranjos, ou elementos combustíveis.
Já o Reator Nuclear de Angra II possui aproximadamente 19; 25; 32 e 42 átomos de 235-U em cada 1000 
átomos de urânio natural. (Tente calcular o enriquecimento em 235-U para cada tipo de elemento combustível). 
Angra II possui 193 arranjos, ou seja, 193 elementos combustíveis.
O urânio natural precisa ser tratado industrialmente com o objetivo de aumentar a 
proporção (concentração) de 235-U e diminuir a de 238-U.
ENRIqUECImENTo DE URâNIo 
O processo físico de retirada de 238-U do urânio natural, aumentando, em consequência, a concentração 
de 235-U, é conhecido como Enriquecimento de Urânio. 
 
23
Caso o grau de enriquecimento seja muito elevado, aproximadamente 90% em 235-U, 
pode ocorrer uma reação em cadeia muito rápida e de difícil controle mesmo para quantidades 
relativamente pequenas de urânio. Este grau de enriquecimento é usado em armas nucleares. 
 Há atualmente em escala industrial, dois métodos usados para o 
enriquecimento de urânio: o método da difusão gasosa e o da centrifugação; 
em fase de pesquisa existe ainda um processo a Laser.
Por se tratarem de tecnologias sofisticadas e estratégicas, os países que 
as têm dificultam para que outras nações tenham acesso a elas.
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Com o auxílio dos textos e também com base em seus conhecimentos sobre 
Energia, julgue os itens em Verdadeiro (V) ou Falso (F).
1. Energia pode ser definida como a capacidade de realizar trabalho ou como o resultado da 
realização de um trabalho. 
2. A energia elétrica é muito importante para as indústrias, porque apenas ela torna possível a iluminação 
dos locais de trabalho, o acionamento de motores, equipamentos e instrumentos de medição. 
3. Se triturarmos uma barra de ferro, obteremos pedaços cada vez menores, até atingirmos um 
tamanho mínimo, que ainda apresentará as propriedades químicas do ferro. Essa menor estrutura, que 
apresenta ainda as propriedades de um elemento químico, é denominada átomo. 
4. Os prótons, por sua natureza, não se repelem, porque têm carga positiva.
5. A divisão do núcleo de um átomo pesado, por exemplo, do 235-U, em dois menores, quando atingido 
por um nêutron, é denominada Fusão Nuclear. 
6. Fissão nuclear é: 
a) Liquefação dos núcleos
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b) Quebra de núcleos formando núcleos menores. Reunião de núcleos formando núcleos 
maiores
c) Passagem do núcleo do estado sólido para o estado líquido
d) Divisão do núcleo de um átomo pesado, em dois menores, quando atingido por um nêutron
7. O elemento químico utilizado para a obtenção de energia nuclear em um Reator PWR ( Reator a 
Água pressurizada ) é:
a) Urânio
b) Césio
c) Hidrogênio
d) Tório
8. O processo físico de retirada de 238-U do urânio natural, aumentando, em consequência, a 
concentração de 235-U, é conhecido como:
a) Enriquecimento de Urânio
b) Concentração de Urânio
c) Urânio empobrecido
d) Todas as alternativas estão corretas
9. Sobre aspectos positivos da Energia Nuclear, assinale as respostas corretas:a) As reservas de combustível nuclear são muito maiores que as reservas de combustíveis 
fósseis.
b) Comparada às usinas de combustíveis fósseis, a usina nuclear requer menores áreas para 
sua instalação.
c) As usinas nucleares possibilitam maior independência energética para os países 
 importadores de petróleo e gás.
d) Os custos de construção e operação das usinas são muito baixos;
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10. Sobre aspectos negativos da Energia Nuclear, assinale as respostas corretas:
a) Não contribui para o efeito estufa.
b) Possibilidade de construção de armas nucleares.
c) Destinação do lixo atômico.
d) Acidentes que resultam em liberação de material radioativo.
27
UNIDADE II – RADIOATIVIDADE
RADIOATIVIDADE
PARTícUlA AlfA OU RADIAçãO AlfA 
PARTícUlA BETA OU RADIAçãO BETA 
RADIAçãO GAmA 
RADIAçãO
DEcAImENTO RADIOATIVO 
ATIVIDADE DE UmA AmOsTRA 
UNIDADE DE ATIVIDADE 
mEIA -VIDA 
Um ExEmPlO “DOmésTIcO” 
Um ExEmPlO PRáTIcO 
RADIAçãO NATURAl - séRIEs RADIOATIVAs NATURAIs 
PENETRAçãO DAs RADIAçõEs NA mATéRIA 
REjEITOs RADIOATIVOs - O lIxO ATômIcO 
TRATAmENTO DOs REjEITOs RADIOATIVOs 
DEPOsIçãO DOs REjEITOs RADIOATIVOs DO AcIDENTE DE GOIâNIA
ExERcícIOs DE 11 A 20
28
 UNIDADE II – RADIOATIVIDADE
O esquecimento de uma rocha de urânio sobre um filme fotográfico virgem levou a 
descoberta de um fenômeno interessante: o filme foi marcado por algo que saía da rocha, 
denominado radiação. 
Outros elementos pesados, com massas próximas a do urânio, por exemplo, 
o rádio e o polônio, também apresentavam a mesma propriedade. 
O fenômeno foi denominado radioatividade e os elementos 
que apresentavam essa propriedade foram chamados de elementos 
radioativos. 
Comprovou-se que um núcleo muito energético, por ter 
excesso de partículas ou de carga, tende a estabilizar-se, emitindo 
algumas partículas.
29
PARTícUlA AlfA OU RADIAçãO AlfA 
Um dos processos de estabilização de um núcleo com excesso de energia é o da emissão de um grupo 
de partículas, constituídas por dois prótons e dois nêutrons, e da energia a elas associada. São as radiações alfa 
ou partículas alfa, na realidade núcleos de hélio (He), um gás chamado nobre, por não reagir quimicamente com 
os demais elementos. 
 As partículas α (alfa) possuem carga +2. 
PARTícUlA BETA OU RADIAçãO BETA 
Outra forma de estabilização, quando existe no núcleo um excesso de nêutrons em relação a prótons, é 
através da emissão de uma partícula negativa, um elétron, com carga -1, resultante da conversão de um nêutron 
em um próton. É a partícula beta negativa ou, simplesmente, partícula beta. 
No caso de existir excesso de cargas positivas (prótons), é emitida uma partícula beta positiva, chamada 
pósitron, resultante da conversão de um próton em um nêutron. 
Em resumo, a radiação beta é constituída de partículas 
emitidas por um núcleo, quando da transformação de nêutrons 
em prótons (partículas beta) ou de prótons em nêutrons 
(pósitrons). 
30
RADIAçãO GAmA 
Radiação gama é a energia em forma de onda eletromagnética, de natureza semelhante 
à da luz, e sem carga elétrica. Essa radiação ocorre, em geral, após um núcleo instável emitir 
partículas alfa ou beta, gerando novo núcleo, que tende a se estabilizar; caso a estabilização 
não ocorra, o processo de emitir as partículas se repete, pode haver a emissão de raios gama, 
caso o núcleo não tenha se tornado, ainda, estável. 
RADIAçãO 
Radiação é a propagação de energia, na 
forma de ondas eletromagnéticas ou de partículas. 
31
ONDAS ELETROMAGNÉTICAS PARTÍCULAS
Não possuem massa e se propagam com a 
velocidade de 300.000 km/s, para qualquer valor de 
sua energia. São da mesma natureza da luz e das 
ondas de transmissão de rádio e TV.
Possuem massa, carga elétrica e se propagam 
com diferentes velocidades, portanto têm valores 
diferentes de energia associadas à elas.
A identificação destes tipos de radiação foi feita utilizando-se uma porção de material radioativo, com o 
feixe de radiações passando por entre duas placas, polarizadas por um forte campo elétrico.
A onda eletromagnética é uma forma de energia, constituída por campos elétricos e campos 
magnéticos, variáveis e oscilando em planos perpendiculares entre si, capaz de propagar-se no 
espaço. No vácuo, sua velocidade de propagação é de 300.000 km/s. No espaço material sua 
velocidade depende do meio em que estiver se propagando.
Considera-se radiação ionizante qualquer partícula ou 
radiação eletromagnética que, ao interagir com a matéria, 
libera elétrons dos átomos ou de moléculas, transformando-
os em íons, direta ou indiretamente. Assim, as partículas alfa 
e beta, a radiação gama, emitidas por fontes radioativas, os 
Raios X, emitidos pelos respectivos aparelhos e também os 
nêutrons são radiações ionizantes.
No processo de transferência de energia de uma radiação incidente sobre a 
matéria, as radiações que têm carga, como elétrons, partículas alfa e fragmentos de 
fissão, atuam principalmente por meio de seu campo elétrico e transferem sua energia 
para muitos átomos ao mesmo tempo. São denominadas radiações diretamente 
ionizantes. As radiações que não possuem cargas, como as radiações eletromagnéticas 
e os nêutrons, são chamadas de radiações indiretamente ionizantes, pois interagem 
individualmente transferindo sua energia para elétrons que irão provocar novas ionizações.
32
DEcAImENTO RADIOATIVO 
Conforme foi visto, um núcleo com excesso de energia tende a 
estabilizar-se, emitindo partículas α ou β.
Em cada emissão de uma dessas partículas, há uma variação do 
número de prótons no núcleo, isto é, o elemento se transforma ou se transmuta 
em outro, de comportamento químico diferente. Se o núcleo ainda apresentar 
excesso de energia, há a emissão de radiação gama.
Essa transmutação também é conhecida como desintegração radioativa, designação não 
muito adequada, porque dá a ideia de desagregação total do átomo e não apenas da perda de 
sua integridade. Um termo mais apropriado é decaimento radioativo, que sugere a diminuição 
gradual de massa e atividade. 
ATIVIDADE DE UmA AmOsTRA 
Nos núcleos instáveis de um mesmo elemento químico, porém com massas diferentes, 
denominados radioisótopos, as transformações não ocorrem ao mesmo tempo.
As emissões de radiação são feitas de modo imprevisto e não se pode adivinhar o momento em que um 
determinado núcleo irá emitir radiação. 
Entretanto, para a grande quantidade de átomos existente em uma amostra de material radioativo, é razoável 
esperar-se um certo número de emissões ou transformações em cada segundo. Essa taxa de transformações é 
denominada atividade da amostra. 
33
UNIDADE DE ATIVIDADE 
No Sistema Internacional (SI), a atividade de uma amostra com átomos radioativos ou fonte radioativa é 
medida em Becquerel. O símbolo dessa unidade é Bq; 1 Bq equivale a uma desintegração por segundo.
Há outra unidade de medida da radioatividade. É uma unidade prática, criada no começo do séc. XX e 
que, embora não pertencendo ao SI, ainda é muito utilizada. Trata-se do curie (leia-se quirri), em homenagem ao 
casal Pierre e Marie Curie.
A equivalência entre as duas unidade é 1 Ci = 3,7 x 1010 Bq, ou seja, 1 Ci equivale a 37 bilhões de 
desintegrações por segundo.
mEIA -VIDA 
Cada elemento radioativo, seja natural ou obtido artificialmente, transmuta-se, desintegra-se ou decai a 
uma velocidade que lhe é característica. 
Para se acompanhar a duração (ou a vida) de uma amostra radioativa foi preciso estabelecer uma forma 
de comparação.
 
 Quanto tempo leva para uma amostra radioativa ter sua atividade reduzida à metade da
atividade inicial ? Esse tempo foi denominado meia-vida da amostra.
 
Isso significa que, para cada meia-vida que passa, a atividade vai sendo reduzida à metade da anterior, até 
atingir um valor insignificante, que não permite mais distinguir suas radiações das do meio ambiente. 
Meia-vida é o tempo necessário
para a atividade de uma amostra
radioativaser reduzida à metade da 
atividade inicial.
34
Dependendo do valor inicial, em muitas fontes radioativas utilizadas em laboratórios de análise e pesquisa, 
após 10 (dez) meias-vidas, atingi-se esse valor. Entretanto, não se pode confiar totalmente nesta “receita”, pois, 
em várias fontes usadas na indústria e na medicina, mesmo após 10 meias-vidas, a atividade dessas fontes 
ainda é alta. 
Um ExEmPlO “DOmésTIcO” 
Um exemplo “caseiro” pode apresentar, de forma simples, o conceito de 
meia-vida: uma família de 4 pessoas tinha 4 kg de açúcar para seu consumo 
normal. Logicamente, a função do açúcar é adoçar o café, o refresco, bolos e 
sucos. Adoçar é a função do açúcar da mesma forma que emitir radiação é a 
função dos elementos radioativos.
Por falta de açúcar no supermercado, foi preciso fazer um racionamento, até a situação ser normalizada, 
da seguinte forma: na primeira semana, foram consumidos 2 kg, metade da quantidade inicial, e foi possível fazer 
dois bolos, um pudim, refrescos, sucos, além de adoçar o café da manhã. 
 
35
Na segunda semana, foi consumido 1 kg, metade da quantidade anterior e ¼ 
da inicial. Então já não deu para fazer os bolos. 
Na terceira semana, só foi possível adoçar os refrescos, sucos e café, 
utilizando 0,5 kg, do 1 kg que sobrou da semana anterior.
Procedendo da mesma forma, na décima semana restariam cerca de 4g de 
açúcar, que não adoçariam um cafezinho. Essa quantidade de açúcar não 
faria mais o efeito de adoçar e nem seria percebida. 
No exemplo citado, a meia-vida do açúcar é de uma semana e, 
decorridas 10 semanas, praticamente não haveria mais açúcar, isto é, a atividade adoçante do açúcar não seria 
notada. No entanto, se, ao invés de 4 Kg, a família houvesse feito um estoque de 200 kg, após 10 meias-vidas, 
ainda restaria uma quantidade considerável de açúcar. 
Se o racionamento fosse de sal, a meia-vida do sal seria maior, por que a quantidade de sal que se usa na 
cozinha é muito menor do que a de açúcar. De fato, leva-se muito mais tempo para gastar 4 kg de sal do que 4 
kg de açúcar, para uma mesma quantidade de pessoas (consumidores). 
36
Um ExEmPlO PRáTIcO 
O 131-iodo, utilizado em Medicina Nuclear para exames de 
tireoide, possui a meia-vida de oito dias. Isso significa que, decorridos 
8 dias, a atividade ingerida pelo paciente será reduzida à metade. 
Passados mais 8 dias, cairá à metade desse valor, ou seja, ¼ da 
atividade inicial e assim sucessivamente. Após 80 dias (10 meias-
vidas), atingirá um valor cerca de 1000 vezes menor. 
 
Entretanto, se fosse necessário aplicar uma quantidade maior 
de 131-iodo no paciente, não se poderia esperar por 10 meias-
vidas (80 dias), para que a atividade na tireoide tivesse um valor 
desprezível. Isso inviabilizaria os diagnósticos que utilizam material 
radioativo, já que o paciente seria uma fonte radioativa ambulante e 
não poderia ficar confinado durante todo esse período. 
37
Para nossa felicidade, o organismo humano elimina rápida e naturalmente, via fezes, urina 
e suor, muitas das substâncias ingeridas. Dessa forma, após algumas horas, o paciente poderá 
ir para casa, sem causar problemas para si e para seus familiares. Assim, ele fica liberado, mas o 
iodo-131 continua seu decaimento normal na urina armazenada no depósito de rejeito hospitalar, 
até que possa ser liberado para o esgoto comum. 
RADIAçãO NATURAl - séRIEs RADIOATIVAs NATURAIs
 
Na natureza existem elementos radioativos que decaem sucessivamente até que o núcleo atinja uma 
configuração estável. 
Em cada decaimento, os núcleos emitem radiações dos tipos alfa, beta e/ou gama e cada um deles é mais 
organizado que o núcleo anterior. Estas sequências de núcleos são denominadas 
SÉRIES RADIOATIVAS OU FAMÍLIAS RADIOATIVAS NATURAIS.
38
No estudo da radioatividade, constatou-se que existem apenas 3 séries ou famílias radioativas naturais, 
conhecidas por 
Série do Urânio, Série do Actínio e Série do Tório.
A Série do Actínio, na realidade, inicia-se com o 235-urânio 
e tem esse nome, porque se pensava que ela começava pelo 
227-actínio. 
As três séries naturais terminam em isótopos estáveis do 
chumbo, respectivamente,
206-chumbo, 207-chumbo e 208-chumbo.
Alguns elementos radioativos têm meia vida muito longa, 
por exemplo, os elementos iniciais de cada série radioativa natural (235-U - 713 
milhões de anos; 238-U - 4,5 bilhões de anos e 232-Th - 13,9 bilhões de anos). 
Isto explica porque o 235-U decai muito mais rapidamente que o 238-U e 232-Th;
Com o desenvolvimento de reatores nucleares e máquinas aceleradoras de partículas, muitos radioisótopos 
puderam ser produzidos, utilizando-se isótopos estáveis como matéria prima. Com isso, surgiram as Séries 
Radioativas Artificiais, algumas de curta duração. 
39
Os principais elementos 
das séries acima mencionadas 
são apresentados no quadro ao 
lado nas SÉRIES RADIOATIVAS 
NATURAIS.
40
PENETRAçãO DAs RADIAçõEs NA mATéRIA 
 
As partículas α são as radiações mais ionizantes; possuem carga + 2, 
massa mais elevada que a massa da partícula β, por exemplo, e sua penetração 
na matéria é pequena. Não consegue atravessar uma simples folha de papel e 
percorre poucos centímetros no ar. 
As partículas β, que são elétrons de origem nuclear, conforme sua 
energia, podem percorrer até poucos metros no ar e têm um poder de ionização 
bem menor que as partículas α. Já os Raios X e os raios γ são as radiações 
mais penetrantes e seu poder de ionização é baixo em relação às partículas α 
e β.
 
Os nêutrons se comportam de uma forma mais complexa ao atravessar a matéria. Não interagem por meio 
de força coulombiana (força elétrica). Os nêutrons com grande energia (nêutrons rápidos) atravessam materiais 
mais densos sem perderem muita energia. 
Contudo, átomos pequenos, por exemplo átomos de hidrogênio, são capazes de diminuir muito a energia 
dos nêutrons rápidos. Estes se transformam então em nêutrons térmicos, que podem ser capturados por um 
núcleo, alterando sua estrutura. Torna-o radioativo, capaz de emitir radiação γ de alta energia. 
41
REjEITOs RADIOATIVOs
Os materiais radioativos produzidos em instalações nucleares – 
Reatores nucleares, Usinas de Beneficiamento de minério de Urânio e 
Tório, Unidades do Ciclo do Combustível Nuclear – além de laboratórios 
e hospitais, produzem materiais radioativos nas formas sólida, líquida e 
gasosa, que ao serem descartados, não podem ser simplesmente jogados 
fora no lixo. Estes materiais contém, em geral, resíduos de radioatividade 
e, por isso são chamados de rejeitos radioativos. 
TRATAmENTO DE REjEITOs RADIOATIVOs 
Os rejeitos radioativos precisam ser tratados antes de irem para o depósito final. Os rejeitos radioativos 
podem ser sólidos, líquidos ou gasosos e são classificados, quanto à atividade, em rejeitos de baixo, médio e 
alto nível de radiação. 
42
Todos os rejeitos de baixo e médio nível de radiação são compactados ou imobilizados em cimento ou 
betume (asfalto) e ficam guardados em segurança dentro de depósitos especiais.
O combustível que já foi utilizado e retirado dos reatores nucleares é chamado combustível irradiado. Ele 
ainda poderá ser utilizado após reprocessamento, que gera rejeitos de alto nível. Isso ainda não é feito no Brasil, 
então o combustível irradiado fica armazenado em piscinas dentro das usinas nucleares. 
 
Dependendo da meia-vida, os rejeitos podem permanecer radioativos por dezenas, centenas ou milhares 
de anos. Os rejeitos que têm meia-vida menor que 60 dias ficam guardados até que seu nível de radiação seja 
próximo ao ambiental, quando podem ser liberados. 
43
DEPOsIçãO DOs REjEITOs RADIOATIVOs DO AcIDENTE DE GOIâNIA 
Após o acidente radioativo 
de Goiânia, ocorrido em 1987 
com uma fonte de césio-137, a 
CNEN estabeleceu uma série de 
procedimentos para a construção de 
dois depósitos com a finalidade de 
abrigar, de forma segura e definitiva, os 
rejeitos radioativos decorrentes deste 
acidente. O primeiro, denominado 
Contêiner de GrandePorte (CGP), 
foi construído em 1995, dentro dos 
padrões internacionais de segurança, 
para os rejeitos menos ativos. 
O segundo depósito destinado a armazenar rejeitos com atividade mais alta foi concluído em 1997. 
Este depósito será mantido sob controle institucional da CNEN por 50 anos, a qual realizou um programa de 
monitoração do ambiente de forma a assegurar que não haja impacto ambiental, no presente e no futuro. 
 
 
44
Com o auxílio dos textos e também com base em seus conhecimentos sobre 
Radioatividade, julgue os itens em Verdadeiro (V) ou Falso (F).
11. O esquecimento de uma rocha de urânio sobre um filme fotográfico virgem levou à descoberta 
interessante denominado radioatividade. Os elementos que apresentavam essa propriedade foram 
chamados de radioativos. 
12. A radiação beta é constituída de partículas emitidas por um núcleo, quando da transformação de 
nêutrons em prótons (partículas beta) ou de prótons em nêutrons (pósitrons). 
13. A onda eletromagnética é uma forma de energia, constituída por campos elétricos e campos 
magnéticos, variáveis e oscilando em planos paralelos entre si, capaz de propagar-se no espaço. 
14. Nos núcleos instáveis de um mesmo elemento químico, porém com massas diferentes, denominados 
radioisótopos, as transformações ocorrem todas ao mesmo tempo. 
15. Em cada decaimento, os núcleos emitem radiações dos tipos alfa, beta e/ou gama e cada um deles é 
mais organizado que o núcleo anterior. Essas sequências de núcleos são denominadas séries radioativas 
ou famílias radioativas naturais. 
45
16. Sobre emissões radiativas, assinale os itens verdadeiros:
a) Raios alfa são núcleos de átomos de hélio, formados por 4 prótons e 4 nêutrons.
b) O poder de penetração da radiação α é menor que o poder de penetração da radiação γ.
c) Os raios beta são elétrons emitidos pelos núcleos dos átomos dos elementos radiativos.
d) Os raios beta possuem massa desprezível.
17. Assinale as afirmações corretas:
a) As partículas alfa são constituídas por 2 prótons e 2 nêutrons.
b) As partículas β têm um poder de penetração maior que o poder de penetração das partículas 
α.
c) As emissões gama são ondas eletromagnéticas.
d) Ao emitir uma partícula beta, o átomo terá o seu número atômico aumentado de uma unidade.
18. Entende-se por radiação gama:
a) Partículas constituídas por 2 prótons e 2 nêutrons.
b) Partículas constituídas por núcleos do elemento hélio - He.
c) Ondas eletromagnéticas emitidas por um núcleo instável, que continua ainda instável, após a 
emissão de partículas α e β. 
d) partículas constituídas por elétrons, como consequência da desintegração neutrônica.
19. Relacione as radiações naturais alfa, beta e gama com suas respectivas características:
1. alfa (α) 2. beta (β) 3. gama (γ)
Possui alto poder de penetração, podendo causar danos irreparáveis ao ser humano.
São partículas leves, com carga elétrica negativa e massa desprezível.
São radiações eletromagnéticas semelhantes aos Raios X, não possuem carga elétrica nem massa.
São partículas pesadas de carga elétrica positiva que, ao incidirem sobre o corpo humano, depositam 
toda sua energia na pele.
46
A sequência correta é:
a) 1, 2, 3, 2
b) 2, 1, 2, 3
c) 1, 3, 1, 2
d) 3, 2, 3, 1
20. Período de semidesintegração (meia vida) de uma amostra radioativa é o tempo no qual: 
a) a metade da quantidade inicial dos átomos radioativos da amostra se desintegra
b) todos os átomos do elemento se desintegram
c) 6,02x1023 átomos do elemento se desintegram
d) 1 mol do elemento se desintegra
47
UNIDADE III - SEGURANÇA NUCLEAR 
SEGURANÇA NUCLEAR
VAREtAS DE CombUStíVEL 
VASo DE PRESSão
A CoNtENÇão 
EDIfíCIo Do REAtoR 
INDEPENDêNCIA ENtRE oS SIStEmAS DE REfRIGERAÇão
fILoSofIA DE SEGURANÇA 
SIStEmAS AtIVoS DE SEGURANÇA 
SEGURANÇA No PRojEto DE UmA USINA NUCLEAR 
SEGURANÇA NA oPERAÇão DE REAtoRES NUCLEARES
REAtoR NUCLEAR E bombA AtômICA 
ACIDENtE NUCLEAR 
ACIDENtE NUCLEAR Em thREE mILES ISLAND 
o REAtoR NUCLEAR DE ChERNobyL 
o ACIDENtE DE ChERNobyL 
ComPARAÇão Do REAtoR DE ChERNobyL Com oS REAtoRES PWR DE ANGRA
EXERCíCIoS DE 21 A 30
48
 UNIDADE III - SEGURANÇA NUCLEAR 
A construção de uma Usina Nuclear envolve vários aspectos de segurança, desde a fase de projeto até a 
construção civil, montagem dos equipamentos e operação. 
Reatores Nucleares do tipo Angra I ou Angra II são conhecidos como “PWRs (Pressurized Water 
Reactors)”, Reatores a Água Pressurizada, porque operam com água sob alta pressão. 
O urânio enriquecido é colocado em forma de pastilhas de 1 cm de diâmetro, dentro de 
tubos (varetas) de 4m de comprimento, feitos de uma liga especial de zircônio, denominada 
“zircalloy”. 
VAREtAS DE CombUStíVEL 
As varetas contendo o urânio, conhecidas como varetas de combustível, são agrupadas 
em feixes, cada feixe sendo uma estrutura chamada elemento combustível. 
O 235-U, por analogia é chamado de combustível nuclear, porque pode substituir o óleo, 
o carvão, a fonte hidrelétrica e outras formas de fontes de energia, para gerar calor. 
As varetas são fechadas, com o objetivo de não deixar escapar o material nelas contido (o 
urânio e os elementos resultantes da fissão) e podem suportar altas temperaturas.
49
VASo DE PRESSão
 
 Os Elementos Combustíveis são colocados dentro de um grande vaso de aço. É um enorme recipiente, 
denominado Vaso de Pressão do Reator. Fica montado sobre uma estrutura de concreto, que possui cerca de 5 
m de espessura na base. 
A Vareta de Combustível é a primeira barreira 
que serve para impedir a saída de material 
radioativo para o meio ambiente.
50
A CoNtENÇão 
O Vaso de Pressão do Reator e o Gerador 
de Vapor são instalados em uma grande carcaça 
de aço, com 3,8 cm de espessura em Angra I. 
Esse envoltório, construído para manter 
contidos os gases ou vapores possíveis de 
serem liberados durante a operação do Reator, 
é denominado Contenção. 
O Vaso de Pressão do Reator é a segunda 
barreira física que serve para impedir a saída de 
material radioativo para o meio ambiente.
A Contenção é a terceira barreira que serve para impedir a 
saída de material radioativo para o meio ambiente.
51
EDIfíCIo Do REAtoR 
O edifício do reator, 
construído em concreto, 
com um metro de 
espessura, envolvendo 
a contenção de aço é a 
quarta e última barreira, 
que serve para impedir 
a saída de material 
radioativo para o meio 
ambiente e, além disto, 
protege contra impactos 
externos (quedas de 
avião e explosões).
CIRCUITO PRIMÁRIO
O Vaso de Pressão contém a água 
de refrigeração do núcleo do reator; esta 
circula quente pelo gerador de vapor, em 
circuito fechado.
Em Angra I estão instalados dois 
geradores, enquanto que em Angra II, 
quatro.
Além disto, a água que circula no 
Circuito Primário é usada, também, para 
aquecer outra corrente de água que passa 
pelos geradores de vapor.
CIRCUITO SECUNDÁRIO
A outra corrente de água aquecida é 
transformada em vapor, passa pela turbina, 
acionando-a. Em seguida é condensada 
e bombeada de volta para o gerador de 
vapor. Este sistema é chamado Circuito 
Secundário, e constitui um sistema de 
refrigeração independente do Circuito 
Primário. 
52
INDEPENDêNCIA ENtRE oS SIStEmAS DE REfRIGERAÇão 
A independência entre o Circuito Primário e o Circuito Secundário tem o objetivo de evitar que, danificando-
se uma ou mais varetas, o material radioativo (urânio e produtos de fissão) passe para o Circuito Secundário. É 
interessante mencionar que a própria água do Circuito Primário é radioativa (figura anterior). 
fILoSofIA DE SEGURANÇA 
O perigo potencial na operação dos Reatores Nucleares é representado pela alta radioatividade dos 
produtos da fissão do urânio e sua liberação para o meio ambiente. 
A filosofia de segurança visa projetar, construir e operar com os mais elevados padrões de qualidade para 
que tenham condições de alta confiabilidade. 
53
SIStEmAS AtIVoS DE SEGURANÇA 
As barreiras físicas citadas constituem um Sistema Passivo de Segurança, isto é, atuam independentementede qualquer ação. 
Para a operação do Reator, Sistemas Ativos de Segurança são projetados para atuar de forma redundante.
Na falha de algum deles, pelo menos outro sistema atuará, comandando, se for o caso, o desligamento do reator. 
SEGURANÇA No PRojEto DE UmA USINA NUCLEAR 
Na fase de projeto, são imaginados diversos acidentes que poderiam ocorrer em um Reator Nuclear, 
assim como a forma de contorná-los, por ação humana ou, em última instância, por intervenção automática dos 
sistemas de segurança projetados com essa finalidade. São, ainda, avaliadas as consequências em relação aos 
equipamentos, à estrutura interna do Reator e, principalmente, em relação ao meio ambiente. 
Fenômenos da natureza: tempestade, vendavais, terremotos e outros fatores de risco, por 
exemplo, quedas de avião e sabotagem, são levadas em consideração no dimensionamento e 
cálculo das estruturas. 
SEGURANÇA NA oPERAÇão DE REAtoRES NUCLEARES
A complexidade e as particularidades de uma Usina Nuclear exigem uma 
preparação adequada do pessoal que irá operá-la. 
Existe em Mambucaba, município de Angra dos Reis, um Centro de 
Treinamento para operadores de Centrais Nucleares, que é uma simulação das 
salas de controle de Reatores do tipo de Angra I e II, capaz de simular todas as 
54
operações destas usinas, inclusive a atuação dos sistemas de segurança. Para se ter uma ideia do padrão 
dos serviços prestados por este Centro, conhecido como Simulador, deve-se ressaltar que nele foram e ainda 
são treinados operadores para Reatores da Espanha, Argentina e da própria República Federal da Alemanha, 
responsável pelo projeto e montagem do Centro. Os instrutores são todos brasileiros que, periodicamente, 
fazem estágios em Reatores alemães, para atualização de conhecimentos e introdução de novas experiências 
nos cursos ministrados. 
REAtoR NUCLEAR E bombA AtômICA 
Um reator Nuclear é fabricado para gerar energia elétrica. Os 
enriquecimentos dos elementos combustíveis nas Centrais de Angra I e Angra II são 
baixos, variam de 1,9 a 4,2%, aproximadamente. Desta forma, a reação em cadeia se 
processa com uma velocidade tal, que não é possível ocorrer uma explosão nestes 
reatores. Além disto, dentro do reator existem materiais absorvedores de nêutrons, que 
controlam e até acabam com a reação em cadeia, porque é o caso, no desligamento 
do reator.
 A bomba atômica é fabricada para explodir; neste caso a reação em cadeia é rápida, e o 
enriquecimento de urânio é de pelo menos 90%. Além disto, toda a massa de urânio deve ficar junta, caso 
contrário não ocorrerá a reação em cadeia de forma explosiva.
 
55
ACIDENtE NUCLEAR 
Um acidente é considerado nuclear quando envolve reações nucleares descontroladas ocorridas em um 
reator nuclear ou em outra instalação nuclear.
Um acidente com uma fonte radioativa, como o do césio-137, é um acidente radioativo. 
Duzentos e quarenta e dois reatores nucleares do tipo Angra (PWR) já foram construídos e estão em 
operação, tendo ocorrido em um deles um acidente nuclear grave, sem consequências para os trabalhadores e 
o meio ambiente. Foi o acidente de Three Miles Island (TMI), nos Estados Unidos. 
ACIDENtE NUCLEAR Em thREE mILES ISLAND – tmI 
Nesse acidente, vazaram água e vapor do Circuito Primário, mas ambos ficaram retidos na Contenção. 
Com a perda da água que fazia a refrigeração dos elementos combustíveis, estes esquentaram demais e 
fundiram-se parcialmente, mas permaneceram confinados no Vaso de Pressão do Reator. 
Houve evacuação parcial (constatada, posteriormente, desnecessária) da Cidade. O Governador 
recomendou a saída de mulheres e crianças, que retornaram às suas casas no dia seguinte. Ao contrário do 
esperado, muitas pessoas quiseram ver o acidente de perto, sendo contidas por tropas militares. 
Embora o Reator Angra I seja do mesmo tipo do de TMI, ele não corre mais o risco de sofrer um acidente 
semelhante, porque já foram tomadas as medidas preventivas que impedem a repetição das falhas humanas 
causadoras daquele acidente. 
O mesmo acidente não poderia ocorrer em Angra II, porque o projeto já prevê essas falhas e os meios de 
56
evitar que elas aconteçam.
Na figura se vê como ficou o vaso de pressão de Three Miles Island 
após o acidente; notam-se os elementos combustíveis e as barras de controle 
fundidos e o vaso sem danos. 
o REAtoR NUCLEAR DE ChERNobyL 
O Reator de Chernobyl é de um tipo diferente dos reatores instalados em Angra. 
As principais diferenças são: a existência de grafite no núcleo e a falta de contenção de aço no reator de 
Chernobyl. 
Em ambos, o combustível é o 235-U e o controle da reação de fissão nuclear em cadeia é feito por meio 
de barras de controle absorvedoras de nêutrons, devendo-se salientar que em Angra existe também boro, que é 
absorvedor de nêutrons, diluído na água.
As varetas de combustível são colocadas dentro de blocos de grafite, por onde passam os tubos da água 
usada para refrigerar estas varetas; estes vão receber calor aumentando, assim, a temperatura da água que 
entrará em ebulição produzindo vapor para acionar a turbina: portanto não há necessidade de um dispositivo 
para gerar vapor. 
57
As dimensões do Vaso do Reator são muito maiores que as dos reatores do tipo Angra, por causa da 
montagem dos blocos de grafite, e isso torna impraticável a construção de uma contenção de aço.
o REAtoR DE ChERNobyL Não tEm CoNtENÇão DE AÇo.
Como o Vaso é bem maior, o Edifício do Reator também é bem maior e funciona como contenção única, 
mas não é lacrado. A parte superior do compartimento do Vaso do Reator é uma enorme tampa de concreto, de 
1.000 toneladas, que pode ser deslocada. 
Apesar de operacionalmente seguro, esse Reator permite que o Sistema de Segurança Automático, 
isto é, o desligamento automático, possa ser bloqueado e o Reator passa a ser operado manualmente, não se 
desligando automaticamente, em caso de perigo ou falha humana. 
Até aqui, já foi possível notar a diferença, em termos de Segurança Ativa e Barreiras Passivas, entre 
o Reator do tipo Chernobyl e o Reator do tipo Angra. 
58
o ACIDENtE DE ChERNobyL 
O Reator estava em procedimento de parada (desligamento) para manutenção periódica anual. 
O Setor de engenharia elétrica da central queria fazer testes, na parte elétrica, com o Reator quase se 
desligando, isto é, funcionando a pequena potência. Para fazer esses testes, era preciso desligar o Sistema 
Automático de Segurança, caso contrário, o Reator se desligaria automaticamente para qualquer mudança que 
levasse a uma situação crítica de perigo. 
Os engenheiros eletricistas que conduziam os testes na turbina não tinham controle sobre a operação do 
Reator. Os operadores da Sala de Controle do Reator perderam o controle da operação, em face das experiências 
que estavam sendo conduzidas pelos engenheiros eletricistas. 
A temperatura aumentou rapidamente e não houve água de refrigeração suficiente para resfriar os 
elementos combustíveis. A água que circulava nos tubos foi total e rapidamente transformada em vapor, de 
forma explosiva. Houve, portanto, uma explosão de vapor, que danificou os tubos, os elementos combustíveis 
e os blocos de grafite. 
A explosão foi tão violenta que deslocou a tampa de concreto e destruiu o teto do prédio, que não fora 
previsto para aguentar tal impacto, deixando o Reator aberto para o meio ambiente. 
Como o grafite aquecido entra em combustão, seguiu-se um grande incêndio, arremessando para fora 
grande parte do material radioativo que estava nos elementos combustíveis, danificados na explosão de vapor. 
 
59
ComPARAÇão Com oS REAtoRES PWR DE ANGRA
Em resumo, é absolutamente impossível ocorrer um acidente dessa natureza em 
Reatores do tipo PWR (Angra), porque: 
• Sistema Automático de Segurança não pode ser bloqueado para permitir a 
realização de “testes”;
• Os Reatores PWR não usam grafite;
• Reator PWR, por ser de menor tamanho, permite a construção da Contenção 
de Aço;
• O Vaso de Pressão do Reator PWRé muito mais robusto;
• O Edifício do Reator (ou Contenção de Concreto) é uma estrutura de segurança 
e não simplesmente um prédio industrial convencional, como o de Chernobyl. 
60
 
Com o auxílio dos textos e também com base em seus conhecimentos sobre 
Sistema de Segurança, julgue os itens em Verdadeiro (V) ou Falso (F).
21. A construção de uma Usina Nuclear envolve vários aspectos de segurança, desde a fase de projeto 
até a construção civil, montagem dos equipamentos e operação. 
22. O Vaso de Pressão do Reator e o Gerador de Vapor são instalados em uma grande carcaça de aço, 
com 3,8 cm de espessura em Angra I. Esse envoltório, construído para manter contidos os gases ou 
vapores possíveis de serem liberados durante a operação do Reator, é denominado Contenção. 
 
23. A independência entre o Circuito Primário e o Circuito Secundário tem o objetivo apenas de evitar 
que, danificando-se uma ou mais varetas, o material radioativo (urânio e produtos de fissão) passe para 
o Circuito Secundário. 
24. Para a operação do Reator, Sistemas Ativos de Segurança são projetados para atuar de forma 
redundante: na falha de algum deles pelo menos outro sistema atuará, comandando, se for o caso, o 
desligamento do Reator. 
25. A bomba atômica é fabricada para explodir: neste caso a reação em cadeia é rápida e o enriquecimento 
de 235-U é de pelo menos 90%. 
61
26. Assinale a alternativa incorreta.
( ) – Uma usina nuclear é provida de vários sistemas de segurança, que entram em ação 
automaticamente em casos de mau funcionamento. O principal deles é o sistema que neutraliza a fissão 
nuclear dentro do reator, constituído por barras fabricadas com materiais absorvedores de nêutrons.
( ) – As principais desvantagens de uma usina nuclear são que, mesmo com todos os 
sistemas de segurança, há sempre o risco de acidente, com liberação de radioatividade para 
o meio ambiente e não existem ainda soluções definitivas para tratamento do lixo radioativo.
( ) – Os reatores nucleares liberam gás carbônico e, por isso, os ambientalistas dizem 
que a geração de energia elétrica não está livre das emissões dos gases que provocam 
o efeito estufa, porque a relação entre a quantidade de gás carbônico emitido e a 
energia produzida é maior para a energia nuclear do que para as energias renováveis.
( ) - Além de ser segura, a energia nuclear tem a vantagem de ser considerada limpa, isto é, não provoca 
emissões de gases que causam efeito estufa. A área ocupada por uma usina nuclear é pequena se 
comparada à área de uma usina convencional, construída para gerar mesma quantidade de energia gerada 
pela nuclear. A quantidade de resíduos gerados também é menor do que em outras atividades industriais.
27. Sobre Bomba Atômica, assinale as alternativas corretas:
( ) A bomba atômica é fabricada para explodir; neste caso a reação em cadeia é rápida e o enri-
quecimento de 235-U é de pelo menos 90%. Além disso, toda a massa de urânio deve ficar junta, 
caso contrário não ocorrerá a reação em cadeia de forma explosiva. 
( ) A bomba atômica é uma arma cuja energia liberada tem o poder de destruir cidades. Durante 
o processo de fissão nuclear outros nêutrons são liberados e irão bombardear outros núcleos 
62
desencadeando uma reação em cadeia (descontrolada). A energia liberada neste processo é 
muito grande.
( ) A bomba atômica é uma arma cuja energia liberada tem o poder de destruir cidades. Neste 
tipo de bomba os núcleos dos átomos de urânio ou plutônio são bombardeados por nêutrons, 
separando os átomos em outros dois de menor massa. Neste processo de fissão nuclear outros 
nêutrons são liberados e irão se chocar com outros núcleos, desencadeando uma reação em 
cadeia (descontrolada). A energia liberada neste processo é imensamente grande.
28. A construção de uma Usina Nuclear envolve vários aspectos de segurança, desde a fase de projeto 
até a construção civil, montagem dos equipamentos e operação. De acordo com o assunto, associe a 2ª 
coluna de acordo com a primeira.
a) Vareta de Combustível
b) Vaso de Pressão do Reator
c) Contenção
d) Edifício do Reator
( ) É a primeira barreira física que serve para impedir a saída de material radioativo para o meio 
ambiente.
( ) É construído em concreto e é um invólucro da contenção de aço. É a quarta barreira física que 
serve para impedir a saída de material radioativo para o meio ambiente e, além disso, protege 
contra impactos externos (queda de aviões e explosões).
( ) É a terceira barreira física que serve para impedir a saída de material radioativo para o meio 
ambiente.
( ) É a segunda barreira física que serve para impedir a saída de material radioativo para o meio 
ambiente.
29. Assinale as alternativas verdadeiras:
( ) As varetas, contendo urânio, conhecidas como Varetas de Combustível, são montadas em 
feixes, numa estrutura denominada elemento combustível.
( ) O 235-U é chamado combustível nuclear, porque por analogia pode substituir o óleo, o carvão, 
a fonte hidrelétrica e outras formas de energia para gerar calor. 
( ) As varetas de combustível são fechadas, com o objetivo de não deixar escapar o material nelas 
63
contido (o urânio e os elementos resultantes da fissão) e podem suportar altas temperaturas.
( ) A Vareta de Combustível é a primeira barreira que serve para impedir a saída de material 
radioativo para o meio ambiente.
30. Levando em consideração a Comparação dos reatores tipo Chernobyl com os Reatores PWR de 
Angra, assinale as respostas corretas.
a) Os Reatores PWR não usam grafite. 
b) Reator PWR, por ser de menor tamanho, permite a construção da Contenção de Aço. 
c) O Vaso de Pressão do Reator PWR é muito mais robusto. 
d) Edifício do Reator (ou Contenção de Concreto) é uma estrutura de segurança e não 
 simplesmente um prédio industrial convencional, como o de Chernobyl. 
64
UNIDADE Iv - RADIOPROTEÇÃO (PROTEÇÃO RADIOLÓGICA)
RADIOPROTEÇÃO (PROTEÇÃO RADIOLÓGICA)
OBJETIvOS DA RADIOPROTEÇÃO
GRANDEzAS E UNIDADES RADIOLÓGICAS 
LImITES DE DOSE
IRRADIAÇÃO E CONTAmINAÇÃO 
EfEITOS DAS RADIAÇõES NO SER HUmANO
COmO SE PROTEGER DAS RADIAÇõES - DOSImETRIA 
DETECTORES DE RADIAÇõES
mONITORAmENTO
DETECTOR/CONTADOR GEIGER-mÜLLER
EXERCÍCIOS 31 A 40
65
UNIDADE Iv - RADIOPROTEÇÃO (PROTEÇÃO RADIOLÓGICA)
A Proteção Radiológica tem por objetivo evitar ou reduzir os 
efeitos maléficos das radiações sobre o ser humano, sejam elas de 
origem natural ou sejam de fontes produzidas artificialmente. 
OBJETIvOS DA RADIOPROTEÇÃO
Os objetivos podem ser atingidos, aplicando-se os chamados três Princípios 
Básicos de Radioproteção, prescritos nas Diretrizes Básicas de Radioproteção 
da CNEN: 
•	 PRINCÍPIO DA JUSTIfICAÇÃO 
Qualquer atividade que acarrete exposição à radiação deve ser justificada. 
Isto significa que no caso de se obter resultados iguais com material radioativo ou não radioativo deve-se 
usar este último. 
•	 PRINCÍPIO DA OTImIzAÇÃO
Uma vez justificado o uso de material radioativo ou de fontes radioativas, aplica-se o princípio da 
radioproteção ocupacional.
O projeto de instalações que processem ou utilizem materiais radioativos ou fontes radioativas, o 
planejamento do uso desses materiais ou fontes, bem como a respectiva operação, devem garantir que 
as exposições às radiações sejam tão baixas quanto razoavelmente exequíveis (executáveis). 
O Princípio da Otimização é também conhecido como Princípio ALARA, em inglês As Low As Reasonably
Achievable (tão baixa quanto razoavelmente exequível).
66
•	 PRINCÍPIO DA LImITAÇÃO DA DOSE INDIvIDUAL 
As doses (quantidades de radiação) individuais de trabalhadores que utilizam materiais radioativos 
e de indivíduos do público não devem exceder os limites anuais estabelecidos na Norma CNEN-NE-3.01 
- Diretrizes Básicas de Radioproteção. 
GRANDEzAS E UNIDADES RADIOLÓGICAS 
• Exposição (grandeza definida apenas para Raios X 
ou gama, no ar): quantidade de íons gerados por unidade de 
massa. Trata-se de uma grandeza prática, definida nocomeço 
do séc. XX e não empregada no SI – Sistema Internacional. Sua 
unidade é o röntgen (símbolo: R) (lê-se rôntgen ou rêntgen). 
 
• Dose absorvida (grandeza definida para qualquer tipo de 
radiação em qualquer meio): quantidade de energia por unidade de 
massa. Sua unidade no SI é o Gray (Gy) (lê-se grei).
 
• Dose equivalente (grandeza definida para qualquer tipo 
de radiação em órgãos do corpo humano): dose absorvida num 
determinado órgão por unidade de massa, multiplicada por um fator 
que considera a capacidade da radiação em transferir sua energia para 
o órgão. Sua unidade no SI é o Gray (Gy) (lê-se grei). 
• Dose equivalente efetiva: dose equivalente multiplicada por 
um fator de ponderação que considera a sensibilidade de um dado órgão e o risco de mortalidade 
associado. Sua unidade no SI é o Sievert (Sv) (lê-se sivert) ).
67
LImITES DE DOSE
Deve-se ressaltar que nenhum trabalhador deve ser exposto à radiação sem que seja necessário, sem 
ter conhecimento dos riscos radiológicos decorrentes desse tipo de trabalho e sem que esteja treinado para o 
desempenho seguro de suas funções. 
Outros profissionais que ocasionalmente trabalham com radiação também estão sujeitos à norma do 
parágrafo anterior. 
São considerados indivíduos do público qualquer membro da população não exposto ocupacionalmente 
à radiação. 
IRRADIAÇÃO E CONTAmINAÇÃO
Uma contaminação, radioativa ou não, caracteriza-se pela presença indesejável de um material em 
determinado local, onde não deveria estar. A irradiação é a exposição de um objeto ou de um corpo à radiação, 
sem que haja contato direto com a fonte de radiação. 
68
Irradiar, portanto, não significa contaminar. Contaminar com material radioativo, no entanto, implica em 
irradiar o local, onde esse material estiver. 
Irradiação não contamina, mas contaminação irradia. 
 
A descontaminação radiológica 
consiste em retirar o contaminante 
(material indesejável) da região onde se 
localizou. A partir do momento da remoção 
do contaminante radioativo, não há mais 
irradiação no local. 
Importante: a irradiação por fontes 
de césio-137, cobalto-60 e similares 
(emissores alfa, beta e gama), usadas 
na medicina e na indústria não torna os 
objetos ou o corpo humano radioativos. 
Isso só é possível em reatores nucleares e 
aceleradores de partículas. 
EfEITOS DAS RADIAÇõES NO SER HUmANO
As partículas alfa e beta são facilmente bloqueadas: causam danos apenas na pele ou internamente em 
razão da ingestão do radionuclídeo que as emite. Motivo de preocupação maior, no entanto, são as radiações 
eletromagnéticas - radiação gama e Raios X. 
69
Os efeitos biológicos, quando ocorrem, são precedidos de efeitos físicos e químicos.
a) Efeitos Físicos 
• Absorção de energia 
• Excitação 
• Ionização: produção de íons e radicais livres 
• Quebra de ligações químicas 
b) Efeitos Químicos 
• Mobilização e neutralização dos íons e radicais livres 
• Restauração do equilíbrio químico 
• Formação de novas substâncias 
c) Efeitos Biológicos 
• Armazenamento de informações 
• Aberração cromossomial 
• Alteração de metabolismo local 
• Restauração de danos 
• Morte celular 
Os efeitos biológicos das radiações podem ser ainda, considerados: 
Efeitos Estocásticos 
A probabilidade de ocorrência do dano é proporcional à dose recebida, mesmo que a dose seja pequena 
e abaixo dos limites de radioproteção. O dano devido a esses efeitos, no caso o câncer, pode levar até 40 
70
anos para ser detectado.
Efeitos Determinísticos 
São produzidos por doses elevadas de radiação, causando danos com prejuízos certos e detectáveis 
comprometendo o funcionamento do tecido ou órgão irradiado. A severidade do dano cresce com o 
aumento da dose. 
Efeitos Somáticos 
Causam dano nas células do corpo. 
Efeitos Imediatos 
Ocorrem em poucas horas, até em algumas semanas após a exposição. 
Efeitos Retardados ou Tardios 
Aparecem depois de alguns anos. 
Observações importantes:
1. A exposição à uma fonte de radiação não implica na ocorrência de, por exemplo, um 
câncer, e sim uma probabilidade, que pode ser remota ou não, de ocorrência. 
2. Um dano biológico causado em uma pessoa não é transmitido a outra, ou seja, não é 
uma doença contagiosa. 
3. A mesma dose que causou um efeito biológico em uma pessoa pode não causar efeito 
algum em outra pessoa. 
71
COmO SE PROTEGER DAS RADIAÇõES - DOSImETRIA 
As radiações externas (radiações provenientes de fontes fora do corpo humano) podem 
ser controladas administrativamente pelas variáveis tempo e distância e bloqueadas pela 
blindagem. 
a) tempo - a dose absorvida por uma pessoa é diretamente proporcional ao tempo em que 
ela permanece exposta à radiação. Qualquer trabalho em uma área controlada deve ser 
cuidadosamente programado e realizado no menor tempo possível. 
b) distância - para as fontes radioativas normalmente usadas na indústria (fontes “pontuais”) pode-se 
considerar que a dose de radiação é inversamente proporcional ao quadrado da distância, isto é, 
decresce com o quadrado da distância da fonte à pessoa. É chamada lei do inverso do quadrado e 
pode ser escrita da seguinte forma: 
 D
 D2
 
 r22
 r12
1 =
Onde:
D1 é a taxa de dose à distância r1 da fonte;
D2 é a taxa de dose à distância r2 da fonte.
.
.
Isto significa que se a taxa 
de dose medida a 1 metro for 400 
μSv/h, a dose esperada a:
* 2 m será 100 μSv/h
* 5 m será 16 μSv/h
* 10 m será 4 μSv/h
.
.
72
c) blindagem - é o modo mais seguro de proteção 
contra as radiações ionizantes, uma vez que as duas formas 
anteriores dependem de um controle administrativo contínuo 
dos trabalhadores. 
Barreira primária ou blindagem primária, é a blindagem 
fabricada com espessura suficiente, capaz de reduzir a um 
nível aceitável as taxas de dose equivalente transmitidas a 
áreas acessíveis. 
Além das barreiras primárias, barreiras secundárias 
são necessárias para prover uma blindagem eficiente para as 
radiações secundárias. As radiações secundárias são aquelas 
que são desviadas (por reações de espalhamento) do feixe 
primário (feixe útil) ou que passam através das blindagens das 
fontes, ou dos equipamentos emissores de radiação (radiações 
de fuga). 
DETECTORES DE RADIAÇõES 
São dispositivos (aparelhos) capazes de indicar a presença de radiação, convertendo a energia da 
radiação em um sinal elétrico, luz ou reação química. A utilização de um detector depende do tipo da radiação 
presente: um detector muito eficiente para radiação gama é inadequado para partículas alfa. 
Monitores de radiação são detectores construídos e adaptados para um determinado tipo de radiação. 
Dosímetros são monitores que medem uma grandeza radiológica com resultados relacionados ao corpo humano 
inteiro ou a um órgão ou tecido. 
mONITORAmENTO 
73
Monitoramento Radiológico - medição de grandezas relativas 
à Radioproteção, para fins de avaliação e controle das 
condições radiológicas de locais onde existe ou se pressupõe 
a existência de radiação.
 
Monitoramento de área - avaliação e controle das condições 
radiológicas das áreas de uma instalação industrial, incluindo 
medição de grandezas relativas a: 
a) campos externos de radiação; 
b) contaminação de superfícies; 
c) contaminação do ar. 
Monitoramento individual - monitoramento de pessoas com dispositivos individuais (dosímetros) colocados sobre 
o corpo. 
DETECTOR/CONTADOR GEIGER-mÜLLER (Gm) 
É um dos dispositivos mais antigos para detectar e medir radiação, 
onde existe ou se pressupõe a sua ocorrência. Foi desenvolvido por Geiger 
e Müller em 1928 e é muito usado atualmente por sua simplicidade, baixo 
custo e facilidade de operação.
Os detectores GM podem ser usados para medir grandezas, por 
exemplo, dose e exposição, nas áreas de uma instalação qualquer através 
de artifícios de instrumentação e metrologia. Para a taxa de exposição, a 
74
escala é normalmente calibrada para a energia do 60-Co. 
75
Com o auxílio dos textos e tambémcom base em seus conhecimentos sobre 
Radioproteção, julgue os itens em Verdadeiro (V) ou Falso (F).
31. A Proteção Radiológica tem por objetivo evitar ou reduzir os efeitos maléficos das radiações 
sobre o ser humano, sejam elas de origem natural ou de fontes artificiais. 
32. Uma contaminação, radioativa ou não, caracteriza-se pela presença desejável de um material 
em determinado local, onde não deveria estar. 
33. As radiações externas (radiações provenientes de fontes fora do corpo humano) podem ser 
controladas pelas variáveis tempo, distância e blindagem. 
34. Dosímetros são monitores que medem uma grandeza radiológica com resultados relacionados ao 
corpo humano inteiro ou a um órgão ou tecido. 
35. Detectores de Radiações são dispositivos (aparelhos) capazes de indicar a presença de radiação, 
convertendo a energia da radiação em um sinal elétrico, luz ou reação química. A utilização de um 
detector independe do tipo da radiação presente.
36. Marque a alternativa que contém os Requisitos Básicos de Proteção Radiológica:
(A) Distância, Tempo e Blindagem.
(B) Justificação, Blindagem e Monitoração individual.
(C) ALARA, Limiar de dose e Distância.
(D) Justificação, Limitação de dose individual e Otimização.
37. Sobre os princípios do Sistema de Proteção Radiológica, assinale as alternativas corretas:
a) Monitoramento Radiológico - medição de grandezas relativas à Radioproteção, para fins de 
avaliação e controle das condições radiológicas de locais onde existe ou se pressupõe a ocorrência 
76
de radiação.
b) Monitoramento de área - avaliação e controle das condições radiológicas das áreas de 
uma instalação, incluindo medição de grandezas relativas a: a) campos externos de radiação; 
contaminação de superfícies; c) contaminação do ar. 
c) Monitoramento individual - monitoramento de pessoas com dispositivos individuais (dosímetros) 
colocados sobre o corpo. 
d) Todas as alternativas estão incorretas.
38. Em relação a efeitos de radiações ionizantes assinale as observações verdadeiras a seguir: 
a) A exposição a uma fonte de radiação não significa a certeza de haver danos irreversíveis 
ao indivíduo e sim a probabilidade de haver danos, que, na maioria dos casos, são corrigidos 
naturalmente pelo organismo. 
b) Um dano biológico produzido em uma pessoa não se transmite a outra pessoa, ou seja, não é 
uma doença contagiosa. 
c) A mesma dose que causou um efeito biológico em uma pessoa pode não causar efeito algum 
em outra pessoa. 
d) Todas as alternativas estão incorretas.
39. A proteção radiológica dos trabalhadores ocupacionalmente expostos à radiação ionizante 
(diagnósticos por meio de Raios X, Medicina Nuclear, Radioterapia e Odontologia) é essencial para 
minimizar o surgimento de efeitos deletérios das radiações. As formas de se reduzir a possível exposição 
dos trabalhadores são: Tempo, Distância e Blindagem. Associe a 2ª coluna de acordo com a 1ª.
a) Tempo
b) Distância
c) Blindagem
( ) Para as fontes radioativas normalmente usadas na indústria (fontes “pontuais”) pode-se 
considerar que a dose de radiação é inversamente proporcional ao quadrado da distância, isto é, 
77
decresce com o quadrado da distância da fonte à pessoa.
( ) A dose absorvida por uma pessoa é diretamente proporcional ao tempo em que ela permanece 
exposta à radiação. Qualquer trabalho em uma área controlada deve ser cuidadosamente 
programado para ser realizado no menor tempo possível. 
 ( ) É o modo mais seguro de proteção contra as radiações ionizantes, uma vez que as duas 
formas anteriores dependem de um controle administrativo contínuo dos trabalhadores. 
40. Sobre efeitos biológicos das radiações no ser humano, associe a 2ª coluna de acordo com a 1ª.
a) Efeitos Estocásticos 
b) Efeitos Determinísticos 
c) Efeitos Somáticos 
d) Efeitos Imediatos 
( ) Causam dano nas células do corpo. 
( ) A probabilidade de ocorrência do dano é proporcional à dose recebida, mesmo que a dose seja 
pequena e abaixo dos limites de radioproteção. O dano devido a esses efeitos, no caso o câncer, 
pode levar até 40 anos para ser detectado.
( ) Ocorrem em poucas horas, até algumas semanas após a exposição. 
( ) São produzidos por doses elevadas, onde a gravidade do dano aumenta com a dose recebida. 
O dano não é provável, é previsível. 
78
UNIDADE v 
As AplIcAçõEs DA ENErgIA NUclEAr E DAs rADIAçõEs 
vANTAgENs E DEsvANTAgENs NO UsO DA ENErgIA NUclEAr
TrAçADOrEs rADIOATIvOs 
A MEDIcINA NUclEAr 
Os rADIOIsóTOpOs NA MEDIcINA 
A rADIOTErApIA 
AplIcAçõEs NA AgrIcUlTUrA 
AplIcAçõEs NA INDúsTrIA 
A prEsErvAçãO DE AlIMENTOs pOr IrrADIAçãO
Os rAIOs X 
A DEscObErTA DOs rAIOs X
IDENTIfIcAçãO DA prEsENçA DE rADIAçãO 
EXErcÍcIOs 41 A 52
79
As AplIcAçõEs DA ENErgIA NUclEAr E DAs rADIAçõEs 
Infelizmente são pouco divulgados os grandes benefícios da energia nuclear. A cada dia, novas técnicas 
nucleares são desenvolvidas nos diversos campos da atividade humana, possibilitando a execução de tarefas 
impossíveis de serem realizadas por meios convencionais. 
A aplicação de maior vulto é a conversão da energia nuclear em energia elétrica, o que se obtém nos 
Reatores Nucleares de Potência, como os de Angra, já mencionados. 
Simplificando, um Reator Nuclear é uma instalação nuclear onde se processam fissões nucleares. A 
energia térmica liberada em cada fissão é utilizada para produzir energia elétrica.
 
Os isótopos radioativos ou radioisótopos são muito usados na medicina, na agricultura e na indústria, 
porque possuem a propriedade de emitir radiações. Estas podem atravessar a matéria ou serem absorvidas por 
ela; a absorção, embora seja altamente prejudicial aos seres vivos é usada em seu benefício, quando empregada 
para destruir células ou microorganismos nocivos.
A propriedade de penetração das radiações possibilita identificar a presença de radioisótopos em 
determinado local.
80
vANTAgENs E DEsvANTAgEM DO UsO DA ENErgIA NUclEAr
Vantagens Desvantagens
• não contribui para o efeito estufa;
• não polui o ar com gases de enxofre, nitrogênio, 
particulados etc.;
• não utiliza grandes áreas de terreno: a central requer 
pequenos espaços para sua instalação;
• não depende da sazonalidade climática (nem das 
chuvas, nem dos ventos);
• pouco ou quase nenhum impacto sobre a biosfera;
• grande disponibilidade de combustível;
• é a fonte mais concentrada de geração de energia; 
• a quantidade de resíduos radioativos gerados é 
 extremamente pequena e compacta;
• a tecnologia do processo é bastante conhecida;
• o risco de acidente no transporte do combustível é 
pequeno quando comparado ao do óleo e do gás.
• risco de acidente nuclear;
• necessidade de armazenar o resíduo nuclear em locais 
isolados e protegidos*; 
• necessidade de isolar a central após o seu encerramento;
• O custo de instalação de usinas nucleares é maior do 
que o de instalações de usinas convencionais para 
geração de energia;
• os resíduos produzidos emitem radiatividade durante 
muitos anos;
• dificuldades no armazenamento dos resíduos, 
principalmente em questões de localização e segurança;
• consequências severas em caso de acidente nuclear.
* Esta desvantagem deverá perdurar ainda algumas 
décadas; nesse ínterim espera-se que sejam desenvolvidas 
tecnologias para reciclagem e aproveitamento dos resíduos 
radioativos.
Fonte: http://energiaeambiente.wordpress.com
81
TrAçADOrEs rADIOATIvOs 
As radiações são capazes de atravessar a matéria, dependendo da energia que possuem. O deslocamento 
do radioisótopo pode ser acompanhado e seu percurso traçado num mapa do local. Por esse motivo recebe o 
nome de traçador radioativo. 
Traçadores Radioativos - Radioisótopos que, mesmo usado em quantidades muito pequenas, podem ser 
monitorados por detectores de radiações.
A MEDIcINA NUclEAr 
A Medicina Nuclear é a área da medicina onde são utilizados os radioisótopos, tanto em diagnósticos 
quanto em terapias. 
Radioisótopos administrados a pacientes emitem suas radiações, a partir dos órgãos, nos quais