O presente trabalho propõe a concentração da bauxita presente em um rejeito fino gerado na usina de beneficiamento da Companhia Brasileira de Alumínio (CBA), agora denominada Votorantim Metais Alumínio, em Itamarati de Minas (MG), através da flotação reversa da sílica, sob a forma de quartzo. Como os minerais de ferro e titânio acompanham a bauxita, é necessário fazer separação magnética para eliminá-los do concentrado final. O concentrado de ferro e titânio pode ser utilizado como aditivo para fabricação de cimento portland. O rejeito de sílica pode ser utilizado como areia para construção civil ou na própria mina em manutenção de vias de acesso. Os experimentos sistemáticos em bancada foram realizados em célula de flotação mecânica, primeiramente, com minério de uma amostragem realizada em 2004. Determinadas as dosagens ótimas dos reagentes (coletor e depressor), partiu-se para a flotação com etapas cleaner e scavenger para definir o balanço de massas e verificar o comportamento do processo. Para validar as conclusões do trabalho experimental, foi feita nova amostragem na usina de beneficiamento de Itamarati de Minas, em julho de 2005, e, com este minério, o experimento de flotação com recirculação de produtos em um circuito em bancada composto por cinco etapas rougher, cleaner e scavenger. Partindo-se de uma alimentação nova com 11,6% de alumina aproveitável, chegou-se a um concentrado com teor de 52,6% no final do circuito, após a separação magnética, com recuperação em massa de 13,3% e recuperação de alumina aproveitável de 60,4%. / The present work proposes bauxite concentration using quartz flotation from a product so far considered a tailing, from the ore processing plant of Companhia Brasileira de Alumínio (CBA), now called Votorantim Metais Alumínio, at Itamarati de Minas (MG). A magnetic separation operation is also necessary to eliminate iron and titanium contaminants. Both products from this beneficiation process can have an industrial destination: iron and titanium concentrate can be used as a portland cement charge and the quartz can be used as construction sand in mine or in road maintenance. Systematic experiments were performed on bench cell froth flotation using the remaining ore sample taken in a 2004 campaign. The optimum collector and depressant dosages were found, followed by a flotation test with cleaner and scavenger that determined the mass balance and confirmed the process behavior. To validate these conclusions a fresh ore sample was taken in July 2005. A new simulation of the flotation circuit by locked cycle with five steps rougher, cleaner and scavenger in bench scale was done with this sample. From an 11,6% alumina feed, a 52% Al2O3 alumina concentrate was achieved, after magnetic separation. The mass recovery was 13,3% and the available alumina recovery was 60,4%

Apresentamos um estudo de solidificaçaõ e lixiviacão de matrizes de vidros porosos de alto teor de sílica armazenando 20% em peso de solução aquosa simuladora de rejeitos nucleares de alto nível de radioatividade do tipo Savanah River Labratory. A matriz porosa foi preparada após o tratamento térmico de um vidro de 65% SiO2-27%B2O3-8%Na2O, que sofreu separação de fase à 560°C por 20 horas e lixiviado em HCl - 3N à 90°C. O tamanho dos poros (tipicamente de 100 à 250Å de diâmetro) , foi determinado utilizando o método BET. Após sinterização à 1300°C em ar, as amostras foram caracterizadas física e quimicamente através de testes de lixiviação padronizados MCC1, Soxhlet (MCC5) e Estagnante durante cerca de 28 dias. Determinamos a perda de peso total, o pH, as taxas de lixiviação diferencial e as concentrações acumuladas para os seguintes elementos: Si, Na, B, Ca, Mn, Al, Fe e Ni com técnicas de ICP e espectroscopia de chama para o caso do Na. Os resultados são comparados com os obtidos com vidros borosilicatos de referência, fabricados por fusão convencional (SRL 131, PNL 76-68, MCC 76-68, SRL TDS 131, AVM-Ml à M7), vidros fabricados pela técnica sol-gel (TDS 211), vidros de alto teor de sílica (CU PGM), synroc-D, cerâmicas manufaturadas, concreto FUETAP e matrizes metálicas. Os valores obtidos são similares àqueles obtidos com os melhores vidros borosilicato presentemente usados. / We present a study of the sinterization and of the leaching behavior of a high silica porous glass matrix containing 20 weight % of simulated solution of high level liquid nuclear waste of the type Savanah River Laboratory. The porous matrix has been prepared after heat treatment of a 65% SiO2-27%B2O3-8%Na2O glass, phase separate at 560°C for 20 hours and leached in 3N HCl at 90°C. The pore size (typically 100-250Å in diameter) has been determined by the BET method. After sinterization in air at 1300°C, the samples have been physically and chemically characterized during 28 days using the MCC1, Estagnant and Soxhlet (MCC5) standard tests. We have determined thetotal weight loss, the pH, the diferential leaching rate and the cumulative concentrations for the following elements: Si, Na, B, Ca, Mn, Al, Fe and Ni by ICP technique, for Na flames spectroscopy. The results are compared with these obtained with other reference borosilicate glasses made by conventional fusion techniques (SRL 131, PNL 76-68, MCC 76-68, SRL TDS 131, AVM-M1 to M7), glasses made by sol-gel technique (TDS-211), porous glasses matrix (CU PGM), synroc-D, tailored ceramics, FUETAP concrete and metallic matrix. The values obtained are similar to those found for the best borosilicate glass presently used.

Neste trabalho foi avaliada a dose efetiva recebida pelos trabalhadores da Gerência de Rejeitos Radioativos do IPEN devido à inalação de 222Rn nos galpões de armazenamento de rejeitos radioativos tratados e não tratados. As concentrações de 222Rn no interior dos galpões foram determinadas por meio da técnica de detecção passiva com detectores de traços nucleares do estado sólido (SSNTD). O detector utilizado foi o CR-39 inserido em uma câmara de difusão do tipo NRPB. Foram monitorados um total de 12 pontos internos e 1 ponto externo no galpão de rejeitos radioativos tratados G4 e 13 pontos no galpão de rejeitos radioativos não tratados G3, durante um período de 11 meses, entre junho de 2012 e maio de 2013. As concentrações variaram de 0,73 ± 0,08 e 4,55 ± 0,16 kBqm-3 entre os períodos de monitoramento no galpão G4 e entre 0,61 ± 0,07 e 2,94 ± 0,12 kBqm-3 no galpão G3. A dose efetiva devido à inalação de 222Rn no interior dos galpões de rejeitos radioativos foi calculada de acordo com os procedimentos da Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) a partir de um fator de conversão de dose, da concentração média do 222Rn no ar e do tempo de exposição dos indivíduos. Os valores de doses apresentados são uma média das concentrações entre os períodos de monitoramento que variam 15,70 mSva-1 no G4 e de 9,27 mSva-1 no G3, sendo que em um dos períodos obteve-se valores superiores ao estabelecidos pelo órgão regulador (CNEN) e recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) de 20 mSva-1 para indivíduos ocupacionalmente expostos, indicando a necessidade de medidas mitigadoras. Cabe, contudo, informar que foi considerada uma hipótese bastante conservativa de 2000 horas de trabalho no local. / Some radionuclides that make up the radioactive series are noted for their contribution to the total exposure to which individuals are subjected, an important example is known as radon 222Rn and their descendants, responsible for more than half of the radiation dose received by the population due to natural sources. In this work the effective dose received by the workers of the Management of Radioactive Waste in IPEN due to inhalation of 222Rn in storage sheds from treated and untreated radioactive waste was evaluated. Concentrations of 222Rn inside the sheds of treated and untreated radioactive waste G3 and G4 were determined by the technique of passive detection with solid state nuclear track (SSNTD) detectors. The detector used was CR-39 inserted in a diffusion chamber type NRPB. A total of 12 internal points and 1 external point were monitored in the shed radioactive waste treated G4 and 13 points in the shed radioactive waste untreated G3, for a period of 11 months between June 2012 and May 2013. Concentrations ranged 0.73 ± 0.08 to 4.55 ± 0.16 kBqm-3 among the monitoring periods in the shed G4 and between 0.61 ± 0.07 and 2.94 ± 0.12 kBqm-3 in the shed G3. The effective dose due to inhalation of 222Rn inside the sheds radioactive waste was calculated according to the procedures of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) from a conversion factor of dose, the mean concentration of 222Rn in the air and time of exposure of individuals. The dose values for G4 and G3 are 15.70 and 9.27 mSva-1 respectively, this being greater than the value established by the National Nuclear Energy Commission (CNEN) and recommended by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) 20 mSv / a for occupationally exposed individuals, thus indicating the need for mitigation measures. It should, however, report that was considered a very conservative assumption of 2,000 hours of work on site.

A deposição de rejeitos radioativos em repositórios geológicos profundos vem sendo estudada nos últimos anos em diversos países. Materiais à base de cimento são utilizados nesses repositórios como material estrutural, matriz de imobilização de rejeitos ou material de preenchimento. Compreender o desempenho desse material é essencial para garantir a segurança da instalação durante o seu tempo de vida útil (de milhares a centenas de milhares de anos, dependendo do tipo de rejeito). Este trabalho objetiva modelar o comportamento em longo prazo do cimento Portland e estudar a influência de diversos fatores na hidratação e na evolução desse material. A modelagem descritiva abordou a hidratação do cimento nas condições ambientais esperadas no repositório e os efeitos desses fatores em propriedades mecânicas, mineralógicas e morfológicas do cimento. Os fatores ambientais considerados relevantes neste trabalho foram: alta temperatura e pressão, penetração de água subterrânea contendo íons quimicamente agressivos ao cimento e a presença do campo de radiação proveniente dos rejeitos. Ensaios acelerados de degradação também foram realizados para corroborar com o modelo descrito. Observou-se uma sinergia entre diversos fatores na degradação do cimento, como a influência da temperatura e da radiação em reações deletérias ao material. O resultado da modelagem apontou três principais possíveis causas de falha nas barreiras artificiais: a) a formação de um caminho preferencial; b) a perda de resistência e coesão do material; e c) o aumento na corrosão das estruturas metálicas. A descrição do modelo apresentada é a base para a modelagem matemática e a análise de segurança dos repositórios estudados no Brasil. / The radioactive waste disposal in deep geological repositories has been studied for many countries in the last years. Cementitious materials are used in these repositories as structural material, immobilization matrix and as backfill material. The understanding of the performance of these materials is essential to ensure the safety of the installation during its life time (from thousand to hundreds of thousands of years, depending on the type of waste). This works aims at modeling the long-term performance of Portland cement and study the influence of many environmental factors in the hydration and evolution of this material. The modeling approached the cement hydration in the conditions expected in the repository and the effects of these factors on cement mechanical, mineralogical and morphological properties. The environmental factors considered relevant was: high temperature and pressure, the penetration of groundwater containing aggressive chemical ions, and a radiation field from the waste. Degradation accelerated tests were done to corroborate with the descriptive model. It was observed a synergism between some factors on the cement degradation, as the influence of temperature and radiation field in some deleterious reactions in the material. The results of modeling pointed to three main causes of engineered barrier failure: a) the formation of a preferential pathway; b) loss of resistance and cohesion in the material; and c) the increase in the metallic structures corrosion process. The descriptive model is the basis for a mathematical modeling and to perform the safety assessment of the repositories studied in Brazil.

Os rejeitos de mineração provenientes do beneficiamento do minério, quando dispostos de maneira inadequada, podem causar a contaminação do solo e das águas superficiais e subterrâneas. Dependendo do tipo de minério tratado, tais rejeitos podem conter elevadas concentrações de metais potencialmente tóxicos e passar a atuar como fontes persistentes de liberação de tais metais através dos ecossistemas. Assim sendo, a caracterização desses rejeitos é extremamente importante. Neste contexto, foram realizadas caracterizações geológicas e geotécnicas nos rejeitos de mineração provenientes da região do Vale do Ribeira (município de Adrianópolis-PR), visando avaliar o grau de mobilidade e toxicidade dos metais contidos na porção superficial deste depósito. Para tanto, foram realizadas caracterizações mineralógicas (DRX e MEV/EDS), granulométricas, determinação dos parâmetros físico-químicos (pH, Eh e CE), além de ensaios que verificaram a mobilidade, especiação química e toxicidade das amostras: ensaios de solubilização, lixiviação, ensaio de variação de pH, extração sequencial e ecotoxicidade aquática envolvendo o organismo teste Daphnia similis. Além dos rejeitos foram realizadas análises mineralógicas e determinação dos parâmetros físico-químicos em amostras de estéril. A partir destas caracterizações, foi possível verificar que a composição mineralógica predominantemente no rejeito e no estéril é o carbonato, reflexo da litologia local. Tal composição refletiu também nos elevados valores de pH, que variaram de 7,6 a 8,0. Esses rejeitos apresentaram granulometria fina (predominância de areia muito fina, fina e silte), além de altas concentrações de metais, principalmente Pb (concentração média de 5.236,67 mg.kg-1 ) e Zn (7.726,53 mg.kg-1 ). Dos metais analisados, o Pb excedeu o valor preconizado na norma ABNT NBR 10.004:2004, tanto nos extratos lixiviados como nos solubilizados, para todas as amostras analisadas, o que permitiu classificar tais resíduos como Classe I - Perigoso. No ensaio de variação de pH, de forma geral, o Zn apresentou maior liberação na condição inicial mais ácida (pH 3), com média de liberação de 11,54 mg.L-1 após sessenta minutos de ensaio; embora nas outras condições também tenha ocorrido liberação considerável. A partir da extração sequencial, foi possível verificar que todos os metais (com exceção do Cu) estavam associados à fase de óxidos/hidróxidos, porém as fases consideradas de maior mobilidade (trocável e carbonática) estavam presentes em concentrações significativas para todos os metais analisados. As cinco amostras analisadas mostraram-se heterogêneas sendo que a RP5 e a RP7, apresentaram maior mobilidade dos metais Pb e Zn, além de terem apresentado maior toxicidade nos ensaios de ecotoxicidade. Para o ensaio de ecotoxicidade aquática, tais amostras apresentaram imobilidade dos neonatos até mesmo nas diluições menos concentradas (diluições contendo somente 6,2 e 3,1% de extrato solubilizado). Assim, concluiu-se que o rejeito pode ser considerado perigoso do ponto de vista ambiental, já que as altas concentrações de metais potencialmente tóxicos presentes estão passíveis de liberação e migração no ecossistema, podendo interagir com a biota aquática e terrestre. / Tailings from the ore processing when improperly disposed, can cause contamination of soil, surface water and groundwater. Depending on the treated ore, the mining waste may contain high concentrations of toxic metals and start acting as persistent metals sources to surrounding ecosystems. Therefore, the characterization of this material is extremely important. In this context, geological and geotechnical characterization were performed on tailings from Ribeira Valley (Adrianópolis-PR), in order to evaluate the mobility and toxicity of metals present in the superficial portion of the deposit. For the current paper the following tests were performed: mineralogical characterization (XRD and SEM/EDS), particle size distribution, determination of physical and chemical properties (pH, Eh and EC), solubilization and leaching tests, pH variation, sequential extraction and aquatic ecotoxicity were carried out. Besides the tailings analyzes, mineralogical characterization and pH measurements were also performed in samples from Perau (waste rock). The results showed mineralogical compositions predominantly carbonate in both tailing and Perau samples, as a reflection of the local lithology. This composition also reflected in the higher pH values, which ranged from 7.6 to 8.0. The tailing had fine particle size (predominance of silt, very fine and fine sand), and high concentrations of metals, especially Pb (average concentration of 5236.67 mg.kg-1) and Zn (7726.53 mg.kg-1). The metal Pb was above of the recommended value in ABNT NBR 10.004:2004 in leaching tests, solubilization tests and for all samples. This fact allowed the classification of the waste as Class I-Dangerous. In testing of pH variation, the Zn showed higher release in initial acidic condition (pH 3), releasing average 11.54 mg.L-1 after sixty minutes of test; although in others pH conditions have also been considerable release. In sequential extraction, the results found that all metals (except Cu) were associated with phase oxides/hydroxides, but the phases considered more mobile (exchangeable and carbonate) were also present in significant concentrations for all metals. The five samples were considered heterogeneous and two of them (RP5 and RP7) had greater mobility of Pb and Zn, besides a higher toxicity in ecotoxicity tests. In aquatic ecotoxicity test, the samples showed immobility of neonates organisms even in less concentrated dilutions (dilutions containing only 6.2 and 3.1% solubilized extract). In conclusion, the waste may be considered problematic for environment, because the high concentrations of toxic metals present in tailing can be released from it and migrate to the ecosystems, causing exposure to terrestrial and aquatic organisms.

Em cumprimento às normas que regulam a transferência e deposição final de rejeitos radioativos, o inventário de radionuclídeos de cada embalado contendo tais rejeitos deve ser estimado e declarado. Os limites autorizados são definidos em função das doses de radiação que indivíduos do público podem vir a receber anualmente a partir do repositório. Tais limites se referem principalmente às concentrações de atividade, dadas em Bq/g, dos radionuclídeos presentes nos embalados com rejeitos. A grande maioria dos radionuclídeos emissores de raios-gama pode ter a respectiva concentração de atividade determinada diretamente por medidas externas aos embalados. Entretanto, determinação análoga para os radionuclídeos emissores exclusivos de partículas alfa ou beta, bem como de alguns emissores de raios-gama e/ou raios-X cuja energia, intensidade absoluta de emissão e/ou atividade são muito baixas denominados genericamente Radionuclídeos de Difícil Medição (RDMs) requer procedimentos radioquímicos complexos para isolar a espécie química de interesse dos interferentes presentes nas matrizes de rejeitos. Ademais, nesse caso é necessário coletar amostras de cada embalado, acarretando elevadas doses de radiação para os operadores e altos custos logísticos, decorrentes do grande número de embalados com rejeitos radioativos que necessitam de caracterização em uma instalação nuclear. Uma metodologia alternativa para abordar esse problema consiste em obter correlações empíricas entre alguns radionuclídeos possíveis de serem medidos diretamente, como 60Co e 137Cs denominados Radionuclídeos Chave (RCs) e os RDMs. Essa metodologia, denominada Fator de Escala, foi aplicada no presente trabalho com a finalidade de determinar tais correlações, na forma de Fatores de Escala ou Funções de Correlação, para os principais rejeitos de baixa e média atividades do reator nuclear de pesquisa IEA-R1. / Regulations regarding transfer and final disposal of radioactive waste require that the inventory of radionuclides for each container enclosing such waste must be estimated and declared. The regulatory limits are established as a function of the annual radiation doses that members of the public could be exposed to from the radioactive waste repository, which mainly depend on the activity concentration of radionuclides, given in Bq/g, found in each waste container. Most of the radionuclides that emit gamma-rays can have their activity concentrations determined straightforwardly by measurements carried out externally to the containers. However, radionuclides that emit exclusively alpha or beta particles, as well as gamma-rays or X-rays with low energy and low absolute emission intensity, or whose activity is very low among the radioactive waste, are generically designated as Difficult to Measure Nuclides (DTMs). The activity concentrations of these DTMs are determined by means of complex radiochemical procedures that involve isolating the chemical species being studied from the interference in the waste matrix. Moreover, samples must be collected from each container in order to perform the analyses inherent to the radiochemical procedures, which exposes operators to high levels of radiation and is very costly because of the large number of radioactive waste containers that need to be characterized at a nuclear facility. An alternative methodology to approach this problem consists in obtaining empirical correlations between some radionuclides that can be measured directly such as 60Co and 137Cs, therefore designated as Key Nuclides (KNs) and the DTMs. This methodology, denominated Scaling Factor, was applied in the scope of the present work in order to obtain Scaling Factors or Correlation Functions for the most important radioactive wastes with low and intermediate-activity level from the IEA-R1 nuclear research reactor.

Um dos graves problemas ambientais oriundos da indústria de mineração é a drenagem ácida de mina que ocorre quando a pirita e outros minerais sulfetados são oxidados devido à presença de oxigênio e água, produzindo ácido sulfúrico que solubiliza metais presentes no solo/rocha. Em uma planta das Indústrias Nucleares do Brasil INB, na Unidade de Tratamento de Minérios (UTM) este problema tem se pronunciado de forma preocupante levando a dissolução de espécies radioativas e metálicas presentes. O tratamento da água ácida usando bactérias redutoras de sulfato, proporciona decréscimo da acidez que é decorrente da redução do sulfato a sulfito e precipitação dos metais como sulfetos. Nesse contexto, o presente estudo foi realizado visando a caracterizar sazonalmente e espacialmente populações de bactérias redutoras de sulfato (BRS) nos efluentes líquidos e amostras de sedimento da cava da mina (CM) e nos bota-foras 4 e 8 (BF4 e BF8) coletadas na UTM. Tais informações poderão permitir posteriormente, estudar mecanismos de biomanipulação a fim de remediar situações impactantes. Menores valores de pH , abaixo de 3,5, foram medidos no período de março a abril em amostras de água da cava da mina e a maior população de BRS (2,8 NMP. mL-1) foi observada em fevereiro em amostras do BF8. Os valores encontrados para matéria orgânica na água foram menores do que aqueles encontrados no sedimento. A concentração de oxigênio dissolvido na água variou de 0,65 g/L a 13,3 g/L. As amostras de sedimento apresentaram maiores valores de BRS (10,2 NMP/mL), quando comparadas com amostras de água (0,63 NMP/mL). Tais resultados eram esperados uma vez que, nas amostras de água coletadas próximas ao sedimento foram observadas menores concentrações de oxigênio dissolvido (7,10g/L) e maiores concentrações de matéria orgânica disponível (17,0 mg/L) quando os resultados foram comparados com aqueles obtidos para amostras de água coletadas na superfície (0,004mg/L). Os resultados mostram, portanto, que o efluente ácido gerado apresenta altos teores de metais estáveis e radioativos, sulfato, baixo pH e presença de bactérias redutoras de sulfato. / One of the most serious environmental problems created by the mining industry is acid mine drainage. In one plant of Nuclear Industries of Brazil - INB, this problem is a matter of concern. The presence of iron sulfites, such as pyrite, generates water with acidity above the levels allowed by the legislation and therefore, inappropriate for releasing straight into the environment. The industry maintain a high cost treatment in acid water from mines and waste disposal which consists in neutralizing and precipitating heavy metals. The treatment of acid water using SRB (sulfate-reducing bacteria) has been used in other countries with quite good technical results as well as economical advantages and thus, the object of this research. The use Sulfate Reducing Bacteria takes to a decreasing of the acidity by reducing sulfate to sulfite and precipitating the stable metals as sulfides. A seasonal study was carried out on the sulfate-reducing bacteria present in the liquid effluent discharged from two wastes disposal of the uranium mine, in phase of decommission, in Caldas/MG. This study shows the presence of SRB in the analyzed environmental, as well as some factors that are related with the amount of SRB presents, such as: dissolved oxygen, pH and organic matter. SRB was presented in water samples with high concentrations of heavy metals and low pH values, as well as in samples with high oxygen levels. The sediment samples were the preferential place for SRB occurrence and site BF8 presented the highest values of SRB.

Nenhuma / Os procedimentos médicos de diagnóstico e tratamento que utilizam radiofármacos geram rejeitos radioativos que, após decaírem até o limite de eliminação, podem ser destinados pelas vias convencionais de coleta e disposição final de Resíduos Sólidos Urbanos RSU. O objetivo da pesquisa foi detectar radiometricamente a presença de rejeitos radioativos nos resíduos de serviços de saúde destinados à disposição final. Ressalta-se que o limite legal de eliminação para rejeitos sólidos estabelecido pela Comissão Nacional de Energia Nuclear CNEN é de 7,5 x 104 Bq/kg (2 Ci/kg). As medições foram feitas no conteúdo de 25 caminhões da coleta especial de Resíduos de Serviços de Saúde (RSS), no aterro sanitário de Belo Horizonte, utilizando-se um cintilômetro de iodeto de sódio. Em 60% dos casos foram encontrados valores acima do limite estabelecido. A análise espectral de 6 amostras revelou a presença do radionuclídeo tecnécio-99m (99mTc), em 5 delas, e de eodo-131 (131I), em um caso. Estes elementos, tecnécio-99m (99mTc) e iodo-131 (131I), são os mais utilizados em procedimentos de Medicina Nuclear. Conclui-se que está havendo liberação de rejeito radioativo com os de Resíduos de Serviços de Saúde (RSS), devido a inobservância do tempo de decaimento até obtenção dos níveis legalmente permitidos para liberação. / The medical procedures of diagnosis and treatment that use radiopharmaceuticals generate radioactive wastes that can, after reaching the release limit, follow the conventional ways of collection and disposal of the urban solid wastes. This research aims to detect radiometrically the presence of radioactive wastes in the health-care wastes at the final disposal. It is pointed out that the legal limit for the release of solid wastes established by Brazilian National Commission of Nuclear Energy (CNEN) is 7,5x104 Bq/kg (2 Ci/kg). Measurements in the material of the garbage trucks that make the special collect from Health Service installations are performed, at Belo Horizonte sanitary landfill, using a NaI scintillation counter. Values above the established limit were found in 60% of the cases. The spectral analysis of 6 samples showed the presence of 99mTc in 5 of them and 131I in one. These radionuclides are the most common radionuclides used in Nuclear Medicine. In conclusion there are radioactive wastes released together with the health service wastes, due to the disregard of the decay time until the legal limit is achieved.

Neste trabalho foi avaliada a dose efetiva recebida pelos trabalhadores da Gerência de Rejeitos Radioativos do IPEN devido à inalação de 222Rn nos galpões de armazenamento de rejeitos radioativos tratados e não tratados. As concentrações de 222Rn no interior dos galpões foram determinadas por meio da técnica de detecção passiva com detectores de traços nucleares do estado sólido (SSNTD). O detector utilizado foi o CR-39 inserido em uma câmara de difusão do tipo NRPB. Foram monitorados um total de 12 pontos internos e 1 ponto externo no galpão de rejeitos radioativos tratados G4 e 13 pontos no galpão de rejeitos radioativos não tratados G3, durante um período de 11 meses, entre junho de 2012 e maio de 2013. As concentrações variaram de 0,73 ± 0,08 e 4,55 ± 0,16 kBqm-3 entre os períodos de monitoramento no galpão G4 e entre 0,61 ± 0,07 e 2,94 ± 0,12 kBqm-3 no galpão G3. A dose efetiva devido à inalação de 222Rn no interior dos galpões de rejeitos radioativos foi calculada de acordo com os procedimentos da Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) a partir de um fator de conversão de dose, da concentração média do 222Rn no ar e do tempo de exposição dos indivíduos. Os valores de doses apresentados são uma média das concentrações entre os períodos de monitoramento que variam 15,70 mSva-1 no G4 e de 9,27 mSva-1 no G3, sendo que em um dos períodos obteve-se valores superiores ao estabelecidos pelo órgão regulador (CNEN) e recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) de 20 mSva-1 para indivíduos ocupacionalmente expostos, indicando a necessidade de medidas mitigadoras. Cabe, contudo, informar que foi considerada uma hipótese bastante conservativa de 2000 horas de trabalho no local. / Some radionuclides that make up the radioactive series are noted for their contribution to the total exposure to which individuals are subjected, an important example is known as radon 222Rn and their descendants, responsible for more than half of the radiation dose received by the population due to natural sources. In this work the effective dose received by the workers of the Management of Radioactive Waste in IPEN due to inhalation of 222Rn in storage sheds from treated and untreated radioactive waste was evaluated. Concentrations of 222Rn inside the sheds of treated and untreated radioactive waste G3 and G4 were determined by the technique of passive detection with solid state nuclear track (SSNTD) detectors. The detector used was CR-39 inserted in a diffusion chamber type NRPB. A total of 12 internal points and 1 external point were monitored in the shed radioactive waste treated G4 and 13 points in the shed radioactive waste untreated G3, for a period of 11 months between June 2012 and May 2013. Concentrations ranged 0.73 ± 0.08 to 4.55 ± 0.16 kBqm-3 among the monitoring periods in the shed G4 and between 0.61 ± 0.07 and 2.94 ± 0.12 kBqm-3 in the shed G3. The effective dose due to inhalation of 222Rn inside the sheds radioactive waste was calculated according to the procedures of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) from a conversion factor of dose, the mean concentration of 222Rn in the air and time of exposure of individuals. The dose values for G4 and G3 are 15.70 and 9.27 mSva-1 respectively, this being greater than the value established by the National Nuclear Energy Commission (CNEN) and recommended by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) 20 mSv / a for occupationally exposed individuals, thus indicating the need for mitigation measures. It should, however, report that was considered a very conservative assumption of 2,000 hours of work on site.

A deposição de rejeitos radioativos em repositórios geológicos profundos vem sendo estudada nos últimos anos em diversos países. Materiais à base de cimento são utilizados nesses repositórios como material estrutural, matriz de imobilização de rejeitos ou material de preenchimento. Compreender o desempenho desse material é essencial para garantir a segurança da instalação durante o seu tempo de vida útil (de milhares a centenas de milhares de anos, dependendo do tipo de rejeito). Este trabalho objetiva modelar o comportamento em longo prazo do cimento Portland e estudar a influência de diversos fatores na hidratação e na evolução desse material. A modelagem descritiva abordou a hidratação do cimento nas condições ambientais esperadas no repositório e os efeitos desses fatores em propriedades mecânicas, mineralógicas e morfológicas do cimento. Os fatores ambientais considerados relevantes neste trabalho foram: alta temperatura e pressão, penetração de água subterrânea contendo íons quimicamente agressivos ao cimento e a presença do campo de radiação proveniente dos rejeitos. Ensaios acelerados de degradação também foram realizados para corroborar com o modelo descrito. Observou-se uma sinergia entre diversos fatores na degradação do cimento, como a influência da temperatura e da radiação em reações deletérias ao material. O resultado da modelagem apontou três principais possíveis causas de falha nas barreiras artificiais: a) a formação de um caminho preferencial; b) a perda de resistência e coesão do material; e c) o aumento na corrosão das estruturas metálicas. A descrição do modelo apresentada é a base para a modelagem matemática e a análise de segurança dos repositórios estudados no Brasil. / The radioactive waste disposal in deep geological repositories has been studied for many countries in the last years. Cementitious materials are used in these repositories as structural material, immobilization matrix and as backfill material. The understanding of the performance of these materials is essential to ensure the safety of the installation during its life time (from thousand to hundreds of thousands of years, depending on the type of waste). This works aims at modeling the long-term performance of Portland cement and study the influence of many environmental factors in the hydration and evolution of this material. The modeling approached the cement hydration in the conditions expected in the repository and the effects of these factors on cement mechanical, mineralogical and morphological properties. The environmental factors considered relevant was: high temperature and pressure, the penetration of groundwater containing aggressive chemical ions, and a radiation field from the waste. Degradation accelerated tests were done to corroborate with the descriptive model. It was observed a synergism between some factors on the cement degradation, as the influence of temperature and radiation field in some deleterious reactions in the material. The results of modeling pointed to three main causes of engineered barrier failure: a) the formation of a preferential pathway; b) loss of resistance and cohesion in the material; and c) the increase in the metallic structures corrosion process. The descriptive model is the basis for a mathematical modeling and to perform the safety assessment of the repositories studied in Brazil.