Made available in DSpace on 2014-10-09T12:47:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:16Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07974.pdf: 7652856 bytes, checksum: f4eff264fe7ae9ae4d05ffaefb1712a3 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Inorganic colloids are ubiquitous in environmental waters and are thought to be potential transporters of radionuclides and other toxic metals. Colloids present large surface areas to pollutants and contaminants present in waters and are therefore capable of sorbing and transporting them via groundwater and surface water movement. Much research has been and is currently being undertaken to understand more fully the stability of colloids in different water chemistries, factors which affect metal sorption onto colloids, and the processes which affect metal-colloid transport. This thesis first investigates ground water and surface water sampling and characterisation techniques for the investigation of the colloids present in and around a low-level waste repository. Samples were collected anaerobically using micro-purge low-flow methodology (MPLF) and then subjected to sequential ultrafiltration, again anaerobically. After separation into size fractions the solids were analysed for radiochemical content, colloid population and morphology. It was found that colloids were present in large numbers in the groundwaters extracted from the trench waste burial area (anaerobic environment), but in the surface drain waters (aerobic environment) colloid population was comparable t6 levels found in waters extracted from' above the trenches. There was evidence that the non-tritium activity was associated with the colloids and particulates in the trenches, but outside of the trenches the evidence was not conclusive because the activity and colloid concentrations were low. Secondly this thesis investigates the stability of inorganic colloids, mainly haematite, in the presence of humic acid, varying pH and electrolyte concentrations. The applicability of the Schulze-Hardy rule to haematite and haematitelhumic acid mixtures was investigated using photon correlation spectroscopy to measure the rate of fast and slow coagulation after the addition of mono, di and trivalent ions. It was found that humic coated colloids follow the Schulze-Hardy rule for mono and divalent cations, with the exception of copper ions. Trivalent ions do not follow the Schulze-Hardy rule because of their relatively strong complexation with humates. It was also found that the size of the ion has an effect on destabilisation, irrespective of charge.

The disposal of waste is a growing environmental, political, and economic problem. Low level radioactive waste (LLW) disposal is no exception. The major purposes of this dissertation are to examine the economic tradeoffs which arise in the process of LLW disposal and to derive a framework within which the impact of these tradeoffs on LLW disposal policy can be analyzed. There are two distinct stages in the disposal of LLW--the transportation of the waste from sources to disposal sites and the disposal of the waste. The levels of costs and risks associated with these two stages depend on the number and location of disposal sites. Having more disposal sites results in lower transportation costs and risks but also in greater disposal costs and risks. The tradeoff between transportation costs and risks can also be viewed as a tradeoff between present and future risks. Therefore, an alteration in the spatial distribution of LLW disposal sites necessarily implies a change in the temporal distribution of risks. These tradeoffs are examined in this work through the use of a transportation model to which probabilistic radiation exposure constraints are added. Future (disposal) risks are discounted. The number and capacities of LLW disposal sites are varied in order to derive a series of system costs and corresponding expected cancers. This provides policymakers with a cost vs. cancers possibility function. The marginal cost of reducing cancers by changing the number and location of disposal sites is calculated. A possible policy application of this information is illustrated by comparing these costs to an assumed value of life derived from experimental evidence found in the literature. A tentative conclusion is reached that the current movement toward a system of regional LLW disposal sites may be economically suboptimal.

No description available.

No description available.

The objective of this thesis was to design a canister for the disposal of spent nuclear fuel and other high-level waste in deep borehole repositories using currently available and proven oil, gas, and geothermal drilling technology. The canister is suitable for disposal of various waste forms, such as fuel assemblies and vitrified waste. The design addresses real and perceived hazards of transporting and placing high-level waste, in the form of spent reactor fuel, into a deep igneous rock environment with particular emphasis on thermal performance. The proposed boreholes are 3 to 5 km deep, in igneous rock such as granite. The rock must be in a geologically stable area from a volcanic and tectonic standpoint, and it should have low permeability, as shown in recent data taken from a Russian deep borehole. Although deep granite should remain dry, water in flooded boreholes is expected to be reducing, but potentially corrosive to steel. However, the granite and plug are the containment barrier, not the canister itself. The canisters use standard oil drilling casings. The inner diameter is 315.32mm in order to accommodate a PWR assembly with a width of 214mm. At five meters tall, each canister holds one PWR assembly. The canister thickness is 12.19mm, with an outer diameter of 339.7mm. A liner can extend to the bottom of the emplacement zone to aid in retrievability. The liner has an outer diameter of 406.4mm and a thickness of 9.52mm. The standard drill bit used with a liner of this size has an outer diameter of 444.5mm. / Contract number: N62271-97-6-0026. / US Navy (USN) author.

A geração de rejeitos radioativos é consequência da diversificada atuação do Brasil na área nuclear. A necessidade de um gerenciamento eficaz vem impulsionando pesquisas em novas tecnologias para o tratamento desses rejeitos de forma a garantir a segurança e a saúde dos seres humanos, além da preservação do meio ambiente. No Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, rejeitos aquosos contendo urânio são gerados em diversas etapas do ciclo do combustível nuclear, requerendo um tratamento específico de modo a atingir níveis de inocuidade que permitam a sua liberação como rejeitos isentos. No presente estudo, a adsorção foi considerada para o tratamento desses rejeitos por ser uma técnica simples, de fácil operação e de baixo custo. Nos últimos anos, o interesse por fontes renováveis foi alavancado por questões ambientais e os resíduos agroindustriais tornaram-se uma fonte importante para a produção de novos materiais. No Brasil, o agronegócio tem uma expressiva participação na economia do país e a diversidade e a disponibilidade dos resíduos gerados em larga escala vêm se revelando como uma alternativa em potencial para a produção de adsorventes de baixo custo, como é o caso do biocarvão, que pode ser obtido através da decomposição térmica dos resíduos de biomassa. Dessa forma, esses resíduos de biomassa podem ser aproveitados para a obtenção de um material de valor agregado. Devido à sua estrutura porosa e superfície carregada, rica em grupos funcionais, os biocarvões são considerados excelentes adsorventes para metais tóxicos e, por isso, vêm conquistando o interesse de muitos cientistas nos últimos anos. A macaúba (Acrocomia aculeata) é uma palmeira nativa do cerrado e uma das mais promissoras fontes naturais e renováveis de óleo para as indústrias cosméticas, de alimentos e para a produção de biocombustíveis. O processamento do óleo da amêndoa do coco de macaúba gera um resíduo, que corresponde à casca da noz, denominado de \"endocarpo\". O presente estudo teve por objetivo demonstrar o potencial do endocarpo de macaúba como matéria-prima para a produção de biocarvão e a empregabilidade deste como material adsorvente na remoção de urânio (VI) de soluções aquosas. O biocarvão foi preparado por pirólise lenta a partir do endocarpo de macaúba em seis temperaturas diferentes (250 a 750 °C). O desempenho do processo de adsorção foi maximizado através da seleção das condições mais adequadas, ajustando-se os parâmetros que podem influenciar na adsorção: pH, dose, concentração inicial e tempo de contato. As maiores capacidades de adsorção foram obtidas para o biocarvão não-ativado produzido a 250 °C (BC250), seguido pelo biocarvão obtido a 350 °C (BC350), com eficiências de remoção de 86 % e 80 %, respectivamente. Esses resultados demonstraram o importante papel desempenhado pelos grupos funcionais de superfície na adsorção do U, hipótese que foi reforçada por meio da caracterização dos biocarvões obtidos em diferentes temperaturas. A análise elementar confirmou a redução das frações molares H/C e O/C conforme temperaturas mais elevadas foram empregadas na pirólise do endocarpo e a análise por espectroscopia no infravermelho demonstrou a crescente degradação dos grupos funcionais de superfície com o aumento da temperatura de pirólise, reduzindo a disponibilidade de sítios ligantes. Por isso, os biocarvões obtidos em temperaturas mais baixas (250 e 350 °C) apresentaram maior capacidade de troca catiônica. Além disso, a presença de grupos funcionais oxigenados tais como hidroxilas, carbonilas e carboxilas contribui para o fenômeno de quimissorção. Entretanto, o BC350 foi selecionado preferencialmente ao BC250 por apresentar um maior teor de carbono fixo, sendo, com isso, um material mais estável e, portanto, mais adequado para imobilizar U radioativo a longo-prazo. A ativação física do BC350 empregando CO2 possibilitou o aperfeiçoamento do adsorvente, obtendo-se um biocarvão com uma maior capacidade de adsorção para o U, alcançando 99,17 % de remoção. A análise por adsorção de nitrogênio mostrou que a ativação proporcionou um desenvolvimento significativo da estrutura porosa do biocarvão ativado (BC350- A), aumentando substancialmente a sua área superficial específica de 0,83 m2 g-1 para 643,12 m2 g-1. A adsorção do U(VI) pelo biocarvão de macaúba foi melhor descrita pelo modelo isotérmico de Redlich-Peterson. O melhor ajuste dos dados experimentais foi atribuído ao modelo cinético de pseudo primeira-ordem. A técnica de microfluorescência de raios X possibilitou comprovar a presença de urânio no biocarvão após a adsorção. Por fim, a aplicabilidade do BC350-A foi avaliada, em um estudo de caso, para o efluente de UF4 gerado em uma das etapas do ciclo do combustível nuclear, cuja concentração era de aproximadamente 5,1 mg L-1 de U. Após a adsorção, a concentração de U(VI) remanescente em solução foi de 107 μg L-1, ficando abaixo do limite máximo estabelecido pela Norma CNEN-NN-8.01 (217 μg L-1) evidenciando, assim, a empregabilidade do BC350-A no tratamento de rejeitos aquosos contendo U. / Radioactive wastes are generated as a consequence of Brazil\'s diverse activities in the nuclear area. The need for effective management has been driving recent researches into new technologies for the treatment of these wastes in order to ensure the safety and health of humans, as well as the preservation of the environment. At the Nuclear and Energy Research Institute, uranium-containing aqueous wastes are generated at various stages of the nuclear fuel cycle. Specific treatment is required to achieve safe levels for a proper disposal. Because of its simplicity, easiness of operation and low cost, adsorption was considered for the treatment of the radioactive aqueous wastes in the present study. In Brazil, agribusiness has a significant participation in the country\'s economy and the diversity and availability of residues generated in large-scale reveal a potential alternative for the production of low-cost adsorbents, such as biochars, which have been gaining the interest of many scientists in the last years. Biochars can be obtained by thermal decomposition of biomass residues and are excellent adsorbents for heavy metals because of their porous structure and charged surface, rich in functional groups. Macaúba (Acrocomia aculeata) is a palm tree native to the Brazilian\'s savannah and one of the most promising natural and renewable sources of oil for cosmetics, food and biofuels. The processing of almond oil of macaúba coconut produces a residue, which corresponds to the shell of the walnut, denominated \"endocarp\". The present study aimed to demonstrate the potential of the macaúba endocarp as a raw material for the production of biochar to be used as adsorbent material in the removal of uranium (VI) from aqueous solutions. The biochar was prepared from the macauba endocarp by slow pyrolysis at six different temperatures (250 to 750 °C). The performance of the adsorption process was maximized through the selection of the most suitable conditions, by properly adjusting the parameters that may influence the adsorption: pH, dose, initial concentration and contact time. The highest adsorption capacities were obtained for the non-activated biochar produced at 250 °C (BC250), followed by the biochar obtained at 350 °C (BC350), with removal efficiencies of 86 % and 80 %, respectively. These results point out to the importance of the surface functional groups in the U adsorption because they provide a large amount of binding sites. This hypothesis was reinforced through the characterization of the biochars obtained at different temperatures. Elemental analysis confirmed the reduction of the H/C and O/C molar fractions at higher pyrolytic temperatures and the infrared spectroscopy analysis demonstrated the increasing degradation of surface functional groups with growing temperatures. The presence of oxygenated functional groups such as hydroxyls, carbonyls and carboxyls contribute to the increase of the cation exchange capacity (CEC) and the biochars obtained at lower temperatures (250 and 350 °C) favor the process of adsorption by chemisorption. BC350 was preferentially selected to BC250, because of its higher fixed carbon content, thus, a more stable material and, therefore, more suitable for a long-term immobilization of radioactive U. Physical activation of BC350 resulted in an enhanced biochar, with a greater adsorption capacity for U, reaching over 99 % of removal efficiency. Nitrogen adsorption analysis showed that the activation provided a significant development of the porous structure of the activated biochar (BC350-A), substantially increasing its specific surface area from 0,83 m2 g-1 to 643,12 m2 g-1. The adsorption was better described by the Redlich-Peterson isotherm model. The best fit of the experimental data was attributed to the pseudo first-order kinetic model. The X-ray microfluorescence technique evidenced the presence of U in the biochar after adsorption. Finally, the applicability of BC350-A was evaluated for the UF4 effluent generated in one of the stages of the nuclear fuel cycle. After adsorption, the U (VI) was successfully removed from the aqueous effluent, achieving a remaining concentration of 107 μg L-1, thus proving the BC350-A applicability for the treatment of U-containing aqueous wastes.

A magnetita, também chamada de ferrita de ferro, é um minério conhecido como imã natural e encontrada em depósitos de ferro. Além desse comportamento intrínseco, a magnetita possui a capacidade de remover os íons metálicos do meio aquoso por fenômenos de adsorção. O seu caráter fortemente magnético a distingue de outros tipos de adsorventes, visto que, é facilmente removida da solução por separação magnética. Neste trabalho estudou-se a adsorção de urânio(VI), na forma de íons UO22+, de solução nítrica pela magnetita sintética. Esta foi preparada por precipitação simultânea adicionando-se uma solução de NaOH à solução contendo os íons Fe2+ e Fe3+. A magnetita sintética, na forma de um pó preto, exibiu uma resposta magnética de atração intensa na presença de um campo magnético, sem contudo tornar-se magnética, um comportamento típico de material superparamagnético constatado por medidas de magnetização. Estudou-se a influência dos parâmetros de adsorção de íons UO22+ tais como o pH, a dose do adsorvente, tempo de contato e a isoterma de equilíbrio. A máxima adsorção de urânio foi encontrada no intervalo de pH entre 4 e 5. Verificou-se que quanto maior a dose de magnetita menor a capacidade de adsorção e maior a remoção de U. Da relação entre adsorção e tempo de contato verificou-se que a remoção aumentou rapidamente com o tempo e atingiu-se a condição de equilíbrio em 30 min. Os resultados da isoterma de equilíbrio apresentaram maior concordância com o modelo de Langmuir, o qual permitiu a determinação da capacidade teórica de saturação da magnetita para o urânio. A interação entre os íons UO22+ e a magnetita foi caracterizada como uma adsorção química e espontânea. / Magnetite, also known as iron ferrite, is a mineral iron and a natural magnet found in iron deposits. In addition to its magnetic intrinsic behavior, the magnetite has the capacity to remove the metallic ions from aqueous medium by adsorption phenomena. The strong magnetic character of magnetite distinguishes it from other adsorbent types, which it allows to be readily removed from solution by magnetic separation. In this work, uranium (VI) adsorption, as UO22+ ions, from nitric solution by synthetic magnetite was investigated. It was prepared by simultaneous precipitation process, adding a NaOH solution into a solution containing Fe2+ and Fe3+ ions. The synthetic magnetite, a black powder, has exhibited a strong magnetic response in presence of a magnetic field, without nevertheless becomes magnetic. This typical superparamagnetic behavior was confirmed by magnetization measurements. Adsorption parameters of UO22+ ions such as pH. the adsorbent dose, contact time and equilibrium isotherm were evaluated. Maximum uranium adsorption was observed in the pH 4.0-5.0 range. It was noticed that increase in magnetite dose increased the percent removal of uranium, but decreased the adsorption capacity of the magnetite. It was observed from the relation between adsorption and contact time that the removal has increased very fast with time, and achieved the equilibrium within 30 minutes. The results of equilibrium isotherm agreed well with the Langmuir model, and so the theorical saturation capacity of the magnetite was determined for uranyl ions. The interaction between UO22+ ions and the magnetite was defined as a spontaneous chemical adsorption.

A geração de rejeitos radioativos é consequência da diversificada atuação do Brasil na área nuclear. A necessidade de um gerenciamento eficaz vem impulsionando pesquisas em novas tecnologias para o tratamento desses rejeitos de forma a garantir a segurança e a saúde dos seres humanos, além da preservação do meio ambiente. No Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, rejeitos aquosos contendo urânio são gerados em diversas etapas do ciclo do combustível nuclear, requerendo um tratamento específico de modo a atingir níveis de inocuidade que permitam a sua liberação como rejeitos isentos. No presente estudo, a adsorção foi considerada para o tratamento desses rejeitos por ser uma técnica simples, de fácil operação e de baixo custo. Nos últimos anos, o interesse por fontes renováveis foi alavancado por questões ambientais e os resíduos agroindustriais tornaram-se uma fonte importante para a produção de novos materiais. No Brasil, o agronegócio tem uma expressiva participação na economia do país e a diversidade e a disponibilidade dos resíduos gerados em larga escala vêm se revelando como uma alternativa em potencial para a produção de adsorventes de baixo custo, como é o caso do biocarvão, que pode ser obtido através da decomposição térmica dos resíduos de biomassa. Dessa forma, esses resíduos de biomassa podem ser aproveitados para a obtenção de um material de valor agregado. Devido à sua estrutura porosa e superfície carregada, rica em grupos funcionais, os biocarvões são considerados excelentes adsorventes para metais tóxicos e, por isso, vêm conquistando o interesse de muitos cientistas nos últimos anos. A macaúba (Acrocomia aculeata) é uma palmeira nativa do cerrado e uma das mais promissoras fontes naturais e renováveis de óleo para as indústrias cosméticas, de alimentos e para a produção de biocombustíveis. O processamento do óleo da amêndoa do coco de macaúba gera um resíduo, que corresponde à casca da noz, denominado de \"endocarpo\". O presente estudo teve por objetivo demonstrar o potencial do endocarpo de macaúba como matéria-prima para a produção de biocarvão e a empregabilidade deste como material adsorvente na remoção de urânio (VI) de soluções aquosas. O biocarvão foi preparado por pirólise lenta a partir do endocarpo de macaúba em seis temperaturas diferentes (250 a 750 °C). O desempenho do processo de adsorção foi maximizado através da seleção das condições mais adequadas, ajustando-se os parâmetros que podem influenciar na adsorção: pH, dose, concentração inicial e tempo de contato. As maiores capacidades de adsorção foram obtidas para o biocarvão não-ativado produzido a 250 °C (BC250), seguido pelo biocarvão obtido a 350 °C (BC350), com eficiências de remoção de 86 % e 80 %, respectivamente. Esses resultados demonstraram o importante papel desempenhado pelos grupos funcionais de superfície na adsorção do U, hipótese que foi reforçada por meio da caracterização dos biocarvões obtidos em diferentes temperaturas. A análise elementar confirmou a redução das frações molares H/C e O/C conforme temperaturas mais elevadas foram empregadas na pirólise do endocarpo e a análise por espectroscopia no infravermelho demonstrou a crescente degradação dos grupos funcionais de superfície com o aumento da temperatura de pirólise, reduzindo a disponibilidade de sítios ligantes. Por isso, os biocarvões obtidos em temperaturas mais baixas (250 e 350 °C) apresentaram maior capacidade de troca catiônica. Além disso, a presença de grupos funcionais oxigenados tais como hidroxilas, carbonilas e carboxilas contribui para o fenômeno de quimissorção. Entretanto, o BC350 foi selecionado preferencialmente ao BC250 por apresentar um maior teor de carbono fixo, sendo, com isso, um material mais estável e, portanto, mais adequado para imobilizar U radioativo a longo-prazo. A ativação física do BC350 empregando CO2 possibilitou o aperfeiçoamento do adsorvente, obtendo-se um biocarvão com uma maior capacidade de adsorção para o U, alcançando 99,17 % de remoção. A análise por adsorção de nitrogênio mostrou que a ativação proporcionou um desenvolvimento significativo da estrutura porosa do biocarvão ativado (BC350- A), aumentando substancialmente a sua área superficial específica de 0,83 m2 g-1 para 643,12 m2 g-1. A adsorção do U(VI) pelo biocarvão de macaúba foi melhor descrita pelo modelo isotérmico de Redlich-Peterson. O melhor ajuste dos dados experimentais foi atribuído ao modelo cinético de pseudo primeira-ordem. A técnica de microfluorescência de raios X possibilitou comprovar a presença de urânio no biocarvão após a adsorção. Por fim, a aplicabilidade do BC350-A foi avaliada, em um estudo de caso, para o efluente de UF4 gerado em uma das etapas do ciclo do combustível nuclear, cuja concentração era de aproximadamente 5,1 mg L-1 de U. Após a adsorção, a concentração de U(VI) remanescente em solução foi de 107 μg L-1, ficando abaixo do limite máximo estabelecido pela Norma CNEN-NN-8.01 (217 μg L-1) evidenciando, assim, a empregabilidade do BC350-A no tratamento de rejeitos aquosos contendo U. / Radioactive wastes are generated as a consequence of Brazil\'s diverse activities in the nuclear area. The need for effective management has been driving recent researches into new technologies for the treatment of these wastes in order to ensure the safety and health of humans, as well as the preservation of the environment. At the Nuclear and Energy Research Institute, uranium-containing aqueous wastes are generated at various stages of the nuclear fuel cycle. Specific treatment is required to achieve safe levels for a proper disposal. Because of its simplicity, easiness of operation and low cost, adsorption was considered for the treatment of the radioactive aqueous wastes in the present study. In Brazil, agribusiness has a significant participation in the country\'s economy and the diversity and availability of residues generated in large-scale reveal a potential alternative for the production of low-cost adsorbents, such as biochars, which have been gaining the interest of many scientists in the last years. Biochars can be obtained by thermal decomposition of biomass residues and are excellent adsorbents for heavy metals because of their porous structure and charged surface, rich in functional groups. Macaúba (Acrocomia aculeata) is a palm tree native to the Brazilian\'s savannah and one of the most promising natural and renewable sources of oil for cosmetics, food and biofuels. The processing of almond oil of macaúba coconut produces a residue, which corresponds to the shell of the walnut, denominated \"endocarp\". The present study aimed to demonstrate the potential of the macaúba endocarp as a raw material for the production of biochar to be used as adsorbent material in the removal of uranium (VI) from aqueous solutions. The biochar was prepared from the macauba endocarp by slow pyrolysis at six different temperatures (250 to 750 °C). The performance of the adsorption process was maximized through the selection of the most suitable conditions, by properly adjusting the parameters that may influence the adsorption: pH, dose, initial concentration and contact time. The highest adsorption capacities were obtained for the non-activated biochar produced at 250 °C (BC250), followed by the biochar obtained at 350 °C (BC350), with removal efficiencies of 86 % and 80 %, respectively. These results point out to the importance of the surface functional groups in the U adsorption because they provide a large amount of binding sites. This hypothesis was reinforced through the characterization of the biochars obtained at different temperatures. Elemental analysis confirmed the reduction of the H/C and O/C molar fractions at higher pyrolytic temperatures and the infrared spectroscopy analysis demonstrated the increasing degradation of surface functional groups with growing temperatures. The presence of oxygenated functional groups such as hydroxyls, carbonyls and carboxyls contribute to the increase of the cation exchange capacity (CEC) and the biochars obtained at lower temperatures (250 and 350 °C) favor the process of adsorption by chemisorption. BC350 was preferentially selected to BC250, because of its higher fixed carbon content, thus, a more stable material and, therefore, more suitable for a long-term immobilization of radioactive U. Physical activation of BC350 resulted in an enhanced biochar, with a greater adsorption capacity for U, reaching over 99 % of removal efficiency. Nitrogen adsorption analysis showed that the activation provided a significant development of the porous structure of the activated biochar (BC350-A), substantially increasing its specific surface area from 0,83 m2 g-1 to 643,12 m2 g-1. The adsorption was better described by the Redlich-Peterson isotherm model. The best fit of the experimental data was attributed to the pseudo first-order kinetic model. The X-ray microfluorescence technique evidenced the presence of U in the biochar after adsorption. Finally, the applicability of BC350-A was evaluated for the UF4 effluent generated in one of the stages of the nuclear fuel cycle. After adsorption, the U (VI) was successfully removed from the aqueous effluent, achieving a remaining concentration of 107 μg L-1, thus proving the BC350-A applicability for the treatment of U-containing aqueous wastes.

A magnetita, também chamada de ferrita de ferro, é um minério conhecido como imã natural e encontrada em depósitos de ferro. Além desse comportamento intrínseco, a magnetita possui a capacidade de remover os íons metálicos do meio aquoso por fenômenos de adsorção. O seu caráter fortemente magnético a distingue de outros tipos de adsorventes, visto que, é facilmente removida da solução por separação magnética. Neste trabalho estudou-se a adsorção de urânio(VI), na forma de íons UO22+, de solução nítrica pela magnetita sintética. Esta foi preparada por precipitação simultânea adicionando-se uma solução de NaOH à solução contendo os íons Fe2+ e Fe3+. A magnetita sintética, na forma de um pó preto, exibiu uma resposta magnética de atração intensa na presença de um campo magnético, sem contudo tornar-se magnética, um comportamento típico de material superparamagnético constatado por medidas de magnetização. Estudou-se a influência dos parâmetros de adsorção de íons UO22+ tais como o pH, a dose do adsorvente, tempo de contato e a isoterma de equilíbrio. A máxima adsorção de urânio foi encontrada no intervalo de pH entre 4 e 5. Verificou-se que quanto maior a dose de magnetita menor a capacidade de adsorção e maior a remoção de U. Da relação entre adsorção e tempo de contato verificou-se que a remoção aumentou rapidamente com o tempo e atingiu-se a condição de equilíbrio em 30 min. Os resultados da isoterma de equilíbrio apresentaram maior concordância com o modelo de Langmuir, o qual permitiu a determinação da capacidade teórica de saturação da magnetita para o urânio. A interação entre os íons UO22+ e a magnetita foi caracterizada como uma adsorção química e espontânea. / Magnetite, also known as iron ferrite, is a mineral iron and a natural magnet found in iron deposits. In addition to its magnetic intrinsic behavior, the magnetite has the capacity to remove the metallic ions from aqueous medium by adsorption phenomena. The strong magnetic character of magnetite distinguishes it from other adsorbent types, which it allows to be readily removed from solution by magnetic separation. In this work, uranium (VI) adsorption, as UO22+ ions, from nitric solution by synthetic magnetite was investigated. It was prepared by simultaneous precipitation process, adding a NaOH solution into a solution containing Fe2+ and Fe3+ ions. The synthetic magnetite, a black powder, has exhibited a strong magnetic response in presence of a magnetic field, without nevertheless becomes magnetic. This typical superparamagnetic behavior was confirmed by magnetization measurements. Adsorption parameters of UO22+ ions such as pH. the adsorbent dose, contact time and equilibrium isotherm were evaluated. Maximum uranium adsorption was observed in the pH 4.0-5.0 range. It was noticed that increase in magnetite dose increased the percent removal of uranium, but decreased the adsorption capacity of the magnetite. It was observed from the relation between adsorption and contact time that the removal has increased very fast with time, and achieved the equilibrium within 30 minutes. The results of equilibrium isotherm agreed well with the Langmuir model, and so the theorical saturation capacity of the magnetite was determined for uranyl ions. The interaction between UO22+ ions and the magnetite was defined as a spontaneous chemical adsorption.