Esta dissertação é uma contribuição, através de uma pesquisa bibliográfica, sobre o tema instrumentação e monitoramento em empreendimentos de barragens de rejeitos da mineração. Nesta pesquisa apresentam-se os objetivos básicos da instrumentação de barragens e suas características técnicas, metodologia construtiva das barragens de rejeitos e seu monitoramento através de auscultação da instrumentação. Como limitação do trabalho, devido à variedade de instrumentos que podem ser instalados em uma barragem, buscou-se pesquisar os instrumentos de medição de deslocamentos e controle de fluxo percolante, sendo os mais utilizados em barragens de terra e rejeitos. Justifica-se este tema motivado pelos últimos acidentes ocorridos em barragens de contenção de rejeitos, enfatizando a importância e a necessidade permanente da melhoria das condições de segurança e monitoramento das barragens brasileiras. Estes acidentes causam danos à população do entorno da barragem, econômicos ao empreendedor e ambientais. Como resultado obtido nesta pesquisa pode-se concluir que propiciou conhecimento atualizado ao meio técnico nacional de barragens. / This dissertation is a contribution, through a bibliographical research, on the subject of instrumentation and monitoring in enterprises of tailings dams. This research presents the basic objectives of the instrumentation of dams, their technical characteristics, the construction methodology of tailings dams and their monitoring through auscultation of the instrumentation. Due to the variety of instruments that can be installed in a dam, this work was limited to the analysis of two segments, instruments of measurement displacements and those for controlling percolation flow, which are the most commonly used in earth and tailings dams. This study is justified due to recent accidents occurring in tailings dams, which stress the importance and the permanent necessity of the improvement in security and monitoring conditions of Brazilian dams. These accidents cause social, economic and environmental damages to the enterprise. As a result of this research it can be concluded that it contributed with up-to-date knowledge to the national technical dam sector.

Imagens georreferenciadas LANDSAT 5 TM da região da Mina Leão II, situada na Depressão Central do Estado do Rio Grande do Sul, foram processadas e classificadas digitalmente com objetivo de gerar o mapa de uso e cobertura do solo. Destas imagens, a drenagem foi extraída na forma vetorial, com o objetivo de determinar a faixa de proteção em torno dela. Dados topográficos plani-altimétricos analógicos foram tratados gerando o modelo digital do terreno e mapas de declividades. Foram definidos critérios para selecionar sítios adequados à colocação de rejeitos de carvão. Imagens de uso e cobertura do solo, declividades, rede de drenagem, litologias, estruturas geológicas, e distância a partir da boca da mina foram transformadas em sete fatores. Três fatores são absolutos ou restrições: zona de proteção da drenagem, zona de restrição em torno dos falhamentos e declividades superiores a 8%. Os restantes, são fatores relativos: uso e cobertura do solo reclassificado, declividade inferior a 8%, substrato litológico e distância a partir da mina. Aos quatro fatores relativos foi atribuída uma ponderação pareada. Através das ferramentas computacionais de apoio à decisão, em um Sistema de Informação Geográfica, os oito diferentes fatores foram cruzados, resultando um mapa temático que localiza e classifica sítios para a locação de rejeitos de carvão. As classes identificadas foram: área de restrição, péssima, regular, boa e ótima. O mapa de uso e cobertura do solo foi reclassificado em função de ser elaborada uma imagem de superfície de atrito, a partir do local da boca da mina, com a finalidade de se projetar vias de menor custo, desde a mina até a BR290 e a um porto situado no rio Jacuí. Dados sobre a espessura da camada de carvão inferior, "I", de uma campanha de sondagem de 182 furos, foram tratados por metodologia de geoestatística. Estudos de estatística descritiva, análise de continuidade espacial e estimação foram realizados, culminando com a cubagem da camada na área de estudo. Foi escolhido o processo de interpolação através da krigagem ordinária. A tonelagem da camada de carvão "I" foi estimada na ordem de 274.917.234 a 288.046.829 t. com nível de confiança de 95%.

Made available in DSpace on 2014-06-12T15:54:24Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo6482_1.pdf: 1640837 bytes, checksum: 0a906e507f700198cd52afca0587825f (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2011 / Faculdade de Amparo à Ciência e Tecnologia do Estado de Pernambuco / Os fungos filamentosos da ordem Mucorales são conhecidos por possuírem elevadas concentrações de ácidos graxos da família ômega 6. Neste sentido, foi investigada a produção de ácidos graxos poliinsaturados PUFAs por Cunninghamella elegans UCP 542 (Ordem Mucorales), utilizando glicerina e milhocina como substratos alternativos, visando à minimização dos custos de produção. Os estudos foram realizados empregando-se um planejamento fatorial 22, tendo como variável resposta crescimento radial e morfologia, produção de biomassa, lipídeos totais e ácidos graxos. A partir dos resultados obtidos observou-se que a glicerina e a milhocina não influenciou na estrutura morfológica da C. elegans, no entanto, estatisticamente estas fontes influenciaram no crescimento radial. O pH influenciou na produção de biomassa e de lipídeos. O ensaio 4 (7,9ml/L de glicerina, e 0,2g asparagina) e o ensaio 4 (7,9ml/L de glicerina, 0,2g asparagina e 6% de milhocina) apresentaram maior produção de biomassa (1,7g/L) e (2,5g/L) e lipídeos totais (8,0%) e (8,0%), respectivamente. A glicerina e a milhocina aumentaram a produção do ácido palmitico em 100 e 560 vezes a produção do ácido Linoléico, e reduziram a concentração do ácido Oléico e do ácido Gamalinolênico. Portanto, os rejeitos agroindustriais (glicerina e milhocina) mostraram que podem ser fontes alternativas de carbono e nitrogênio, a fim de propiciar a produção de insumos biotecnológicos de elevado valor agregados e de baixo custo

Atualmente, a caracterização dos resíduos radioativos gerados na operação do reator nuclear de pesquisas IEA-R1 está em curso. O reator IEA-R1 é um reator do tipo piscina aberta, moderado e refrigerado por água leve, utilizando dois leitos de resinas de troca iônica e de carvão ativado para purificação de água de refrigeração. Estes meios filtrantes são substituídos quando já não são capazes de manter a qualidade da água dentro dos limites exigidos e são tratados como rejeitos radioativos. Contendo produtos de fissão, ativação e actinídeos que escapam do núcleo do reator para a água da piscina, apresentam altas taxas de dose devido à quantidade de emissores gama de meias-vidas curtas e intermediárias, emissores alfa, elementos transurânicos de meia-vida longa bem como emissores beta puros. A caracterização destes rejeitos, consequentemente, requer métodos de análise radioquímica que incluem a amostragem e o processamento das amostras, resultando em doses elevadas para os trabalhadores. Nesse contexto, o objetivo deste trabalho consistiu em correlacionar os resultados das análises radioquímicas de amostras de rejeitos, com os resultados das medições radiométricas, utilizando a modelagem das taxas de dose em diferentes distâncias da superfície dos embalados. As taxas de dose medidas foram comparadas com os resultados de cálculos . Massa, volume e geometria das fases sólidas e líquidas de cada um dos tambores também foram determinadas, uma vez que o teor de água varia amplamente entre diferentes tambores, e são essenciais para estimar as atividades totais em cada tambor. / The characterization of the radioactive wastes generated in the operation of the nuclear research reactor IEA-R1 is currently ongoing. The IEA-R1 is an open pool type reactor, moderated and cooled by light water that uses two beds of ion-exchange resins and activated charcoal to remove impurities from the cooling water. These filter media are replaced when they are no longer able to maintain water quality within the required limits and are treated as radioactive waste. They contain the actinides and the fission and activation products that leaked into the reactor pool water. They give off high dose rates due to the amount of gamma-emitters present and are a long-term radiation safety concern because of their content of long-lived alpha- and beta-emitters. The characterization of these wastes requires radiochemical analysis methods, which include the sampling and processing of samples, resulting in high exposure to the workers. The objective of this study was to correlate the results of activity concentrations obtained in previous radiochemical analyses with the results of measurements of dose rates at various distances from the package surfaces, aiming at reducing the exposure of personnel by avoiding more sampling and sample analysis operations. Mass, volume and geometry of solid and liquid phases of each drum, which vary widely among different drums, were also estimated and use to determine total activity. The measured and calculated dose rates were compared to confirm the activity estimates.

A indústria de mineração gera uma vasta quantidade de rejeitos que são comumente depositados em reservatórios ou lagoas de contenção. Para dimensionar adequadamente estas construções, quando o rejeito é altamente compressível, é necessário estudar as características de consolidação deste material através de técnicas que contemplem grandes deformações. Este trabalho teve como objetivo implantar a técnica HCT (Hydraulic Consolidation Test) nos laboratórios do departamento de Geotecnia da EESC-USP e consolidar a utilização da técnica TDR (Time Domain Reflectometry). Também teve como objetivo avaliar o processo de consolidação de rejeitos argilosos contidos em uma barragem com o uso de técnicas de laboratório (HCT) e de campo (TDR). Nos ensaios de laboratório foi utilizada a técnica HCT, enquanto que em campo foi utilizada a técnica TDR. Em laboratório, realizaram-se ensaios com amostras coletadas na região do vertedouro e do canal de lançamento de rejeitos. Foram realizadas diversas análises com estas amostras utilizando a técnica HCT, tendo como resultado uma pequena variação nos parâmetros de consolidação obtidos. Através destes parâmetros foi calculada a curva de compressibilidade de laboratório. A técnica TDR fez uso de uma sonda desenvolvida especialmente para este fim, sendo realizada uma calibração previa em laboratório com o material da barragem. A técnica TDR apresentou, de forma instantânea, a estimativa do teor de umidade para as sondagens realizadas na barragem de rejeitos. Com os resultados da técnica TDR, os índices de vazios foram calculados por correlações e, por fim, calculadas as tensões efetivas atuantes em cada profundidade estudada, gerando uma curva de compressibilidade de campo. Pode-se então comparar as curvas de compressibilidade de laboratório e campo obtendo-se uma grande proximidade entre os valores. Conclui-se que ambas as técnicas são validas para avaliação do processo de consolidação de materiais moles em barragens de rejeitos. / The mining industry generates a large amount of tailing, which is usually placed in tailing dams. To properly design these constructions, when the tailing is highly compressible, it is necessary to study the consolidation characteristics of this material by means of techniques that consider large deformations. This study aimed to establish the technique HCT (Hydraulic Consolidation Test) in the laboratories of the department of Geotechnical Engineering, EESC-USP and consolidate the use of the technique TDR (Time Domain Reflectometry). This research work also aimed to evaluate the process of consolidation of clayey tailings through laboratory and field tests. For laboratory tests it was used the Hydraulic Consolidation Test (HCT) whereas field tests used the Time Domain Reflectometry (TDR) technique. The laboratory tests were carried out with samples collected in the spillway and next to the discharge spigot. Several analyses were performed using the HCT technique. The analysis results showed very little variations in the consolidation parameter values. The compressibility curve was determined using these consolidation parameters. The TDR tests were carried out using a probe specifically designed for this purpose. Laboratory calibration was performed with samples collected in the dam. One advantage of the TDR technique is to provide in real time estimates of the soil water content. With the water content profiles provided by the TDR technique, void ratio and effective stress profiles were determined using correlations obtained in laboratory, enabling to find a field compressibility curve. Then, the laboratory and field compressibility curves were compared, showing them very close to each other. It was concluded that both techniques are valid for evaluating the process of consolidation of soft materials in tailings dams.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-09-05T17:02:18Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-09-05T17:02:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2017-06 / Com o uso de técnicas da realidade virtual busquei uma forma de auxiliar no planejamento de instalações nucleares. Para isso sugeri a elaboração de um ambiente virtual interativo que permitisse a exploração da versão virtual de um repositório de rejeito radioativo projetado para armazenar os resíduos de baixo e médio níveis oriundos das atividades nucleares exercidas no Brasil. Posteriormente um vídeo explicativo também foi desenvolvido para prestar suporte informativo prévio ao usuário final. O método utilizado no desenvolvimento das ferramentas virtuais foi dividido em duas fases: levantamento de requisitos e aplicação do método. A primeira fase foi composta por dez reuniões que contaram com a participação dos responsáveis pelo projeto do repositório nacional de rejeitos radioativos e foi necessária para determinação dos itens que deveriam constar no produto final. Na aplicação da metodologia o grupo responsável pelo projeto do repositório forneceu os insumos que auxiliaram no cumprimento de cada etapa. Dentre os itens fornecidos foram utilizados um mapa contendo as curvas de nível do terreno e o posicionamento de cada edificação, oito imagens das fachadas pretendidas para os prédios, documentos contendo dados e processos técnicos e um vídeo. Para a modelagem do terreno foram utilizados o mapa e o motor do jogo Unity 3D que possui ferramentas destinadas para este fim. Para modelagem 3d das edificações foram utilizados dados levantados no documento, o mapa e imagens das fachadas e o software 3ds max que possui facilidade em exportar modelos para o motor de jogo. A ferramenta interativa ainda devia contar com uma animação da principal atividade realizada no interior do edifício de processamento de rejeitos radioativos que foi realizada por meio de descrição da atividade no documentos e em vídeo. Para realizar esta atividade foi utilizado o mesmo software da construção das edificações. Posteriormente, todos os elementos foram reunidos no motor de jogo para a finalização desta ferramenta. Para criar o vídeo informativo, foram reutilizados a maior parte dos modelos criados para a aplicação. O terreno precisou de um código específico para possibilitar a exportação da Unity 3D para o 2ds max, garantindo que o terreno seria o mesmo nas duas ferramentas. Um workshop foi realizado com pessoas ligadas a área nuclear que assistiam ao vídeo e posteriormente eram apresentadas à aplicação. Após a exposição inicial foram feitas perguntas do tipo abertas e os profissionais forneceram um feedback que foi dividido em dois grupos. O primeiro composto por pessoas ligadas à área de rejeitos radioativos e constavam nele responsáveis pelo desenvolvimento do repositório de rejeitos. O segundo era composto por pessoas de outros setores da área nuclear. Após a análise dos resultados e das respostas obtidas, concluí que os objetivos foram atingidos sendo possível o passeio virtual interativo, a visualização no interior da edificação e a criação de um vídeo informativo que futuramente pode ser utilizado na melhora da opinião pública em relação à energia nuclear.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-10-11T18:34:29Z No. of bitstreams: 1 VALESKA PERES DE ARAUJO M.pdf: 5304460 bytes, checksum: 1f83794cc3fe22b08f5ef43968316ac5 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-10-11T18:34:29Z (GMT). No. of bitstreams: 1 VALESKA PERES DE ARAUJO M.pdf: 5304460 bytes, checksum: 1f83794cc3fe22b08f5ef43968316ac5 (MD5) Previous issue date: 2005-03 / O mercado mundial de urânio enfrentou, nas últimas décadas, uma depreciação desta “commodity”. Coma redução dos estoques secundários (representado pelos estoques de urânio enriquecido da antiga União Soviética) começa-se a projetar um aumento no preço deste bem e o mercado voltará a depender da produção primária. Para fazer frente a esta nova demanda, novas plantas terão que entrar em operação ou então aumentar-se a produção daquelas já existentes. Questões ambientais têm sido, e certamente continuarão sendo, determinantes na viabilidade operacional deste tipo de instalação. No caso da mineração de urânio os riscos radiológicos somam-se aos não radiológicos, e os grandes volumes de rejeitos gerados estão entre os principais aspectos ambientais. Por isso mesmo devem ser gerenciados adequadamente de forma a minimizar os impactos associados. No Brasil, toda a produção de urânio provém da Unidade de Concentrado de Urânio (URA), situada no município de Caetité, no estado da Bahia, sendo operada pelas Indústrias Nucleares do Brasil (INB). A unidade é constituída por uma mina com lavra a céu aberto e uma instalação de processamento de minério. O método da lixiviação ácida com H2SO4 em pilha (Heap Leach) é empregado para a extração de urânio. A capacidade de produção da unidade está em torno de 400 t/ano de U3O8.Este trabalho teve por objetivo apresentar uma avaliação do sistema de gerenciamento de rejeitos dessa unidade, analisando a sua eficácia em relação à mitigação dos impactos potenciais, tanto na fase operacional quanto na fase pós-operacional. Os rejeitos foram divididos em rejeitos de mineração e rejeitos de processo. No primeiro grupo foram incluídas as aguas de drenagem e os estéreis das atividades de lavra. No segundo constam o minério exaurido (do processo de lixiação), que são depositados em pilhas de forma consorciada com estéreis, e os rejeitos de processo, que são armazenados em tanques (ponds), dotados de drenos sub-aéreos. Foi observado que impactos na atmosfera não são relevantes. Simulações matemáticas não apontaram um potencial relevante de contaminação das aguas subterrâneas a partir dos tanques de deposição de rejeitos de processo. Todavia, simulações feitas com o minério exaurido indicam que tais fontes não podem ser descartadas como importantes fontes de contaminação a longo prazo. Não foi possível se caracterizar de forma quantitativa a contribuição das águas armazenadas na cava da mina no teor de urânio das águas subterrâneas na sua área de influência, e, portanto tal aspecto precisa ser mais bem investigado. Finalmente, o gerenciamento das águas de drenagem não é satisfatório, destaca-se a necessidade de avaliar outras estratégias de gerenciamento destas águas, inclusive o seu tratamento para posterior liberação controlada para o meio ambiente. Recomenda-se também a adoção de um Sistema de Gestão Ambiental com vistas a se atingir um desempenho ambiental mais satisfatório de empreendimento.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2018-04-27T17:44:55Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2018 Érica Nascimentos Domingos.pdf: 1396470 bytes, checksum: c07b5aeba3840692b0aa401254373dd1 (MD5) / Made available in DSpace on 2018-04-27T17:44:55Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2018 Érica Nascimentos Domingos.pdf: 1396470 bytes, checksum: c07b5aeba3840692b0aa401254373dd1 (MD5) Previous issue date: 2018-02 / A dispersão atmosférica de material radioativo é uma das possíveis consequências diante de um cenário de acidente em instalações nucleares, radiativas e depósito de rejeitos. Levando em consideração a possibilidade dessa liberação de material radioativo para a atmosfera, esse trabalho propôs uma modelagem da dispersão atmosférica a partir de um cenário de incêndio em um depósito de rejeitos radioativos de baixo e médio nível de radiação, variando a quantidade do inventário liberado no incêndio. Para essa simulação foi adotado o software de códigos físicos de saúde médica, o HotSpot Health Physics Codes, que utiliza o modelo gaussiano para calcular a dispersão atmosférica baseando-se nas classes de estabilidade atmosférica de Pasquill. Esse software calcula a Dose efetiva total em relação à distância, assim como a dose comprometida em uma lista de órgãos específicos, entre eles o pulmão, objeto de estudo desse trabalho para o cálculo do risco de câncer associado a uma baixa dose de radiação. O cálculo do risco radiológico é realizado empregando o modelo BEIR V, Biological Effects of Ionizing Radiations, um dos modelos para estimar o risco relativo de câncer induzido por radiação ionizante. / An atmospheric dispersion of radioactive material is one of the possible consequences of an accident scenario in nuclear installations, radiative and radioactive waste deposit. Taking into account a possibility of this release of radioactive material into the atmosphere this work proposes a modeling of the atmospheric dispersion from a fire scenario in a deposit of radioactive waste of low and middle level of radiation varying the amount of inventory released in the fire. For this simulation was adopted the software of physical codes of medical health, the HotSpot Health Physics Codes which uses the Gaussian model to calculate an atmospheric dispersion based on the Pasquill atmospheric stability classes. This software calculates a total effective dose in relation to distance, such as a compromised dose in a list of specific organs, among them the lung, object of work study for calculating the risk of cancer associated with a low dose of radiation. The radiological risk calculation is held by the BEIR V model, Biological Effects of Ionizing Radiations, one of the models to estimate the relative risk of cancer induced by ionizing radiation.

A indústria de mineração gera uma vasta quantidade de rejeitos que são comumente depositados em reservatórios ou lagoas de contenção. Para dimensionar adequadamente estas construções, quando o rejeito é altamente compressível, é necessário estudar as características de consolidação deste material através de técnicas que contemplem grandes deformações. Este trabalho teve como objetivo implantar a técnica HCT (Hydraulic Consolidation Test) nos laboratórios do departamento de Geotecnia da EESC-USP e consolidar a utilização da técnica TDR (Time Domain Reflectometry). Também teve como objetivo avaliar o processo de consolidação de rejeitos argilosos contidos em uma barragem com o uso de técnicas de laboratório (HCT) e de campo (TDR). Nos ensaios de laboratório foi utilizada a técnica HCT, enquanto que em campo foi utilizada a técnica TDR. Em laboratório, realizaram-se ensaios com amostras coletadas na região do vertedouro e do canal de lançamento de rejeitos. Foram realizadas diversas análises com estas amostras utilizando a técnica HCT, tendo como resultado uma pequena variação nos parâmetros de consolidação obtidos. Através destes parâmetros foi calculada a curva de compressibilidade de laboratório. A técnica TDR fez uso de uma sonda desenvolvida especialmente para este fim, sendo realizada uma calibração previa em laboratório com o material da barragem. A técnica TDR apresentou, de forma instantânea, a estimativa do teor de umidade para as sondagens realizadas na barragem de rejeitos. Com os resultados da técnica TDR, os índices de vazios foram calculados por correlações e, por fim, calculadas as tensões efetivas atuantes em cada profundidade estudada, gerando uma curva de compressibilidade de campo. Pode-se então comparar as curvas de compressibilidade de laboratório e campo obtendo-se uma grande proximidade entre os valores. Conclui-se que ambas as técnicas são validas para avaliação do processo de consolidação de materiais moles em barragens de rejeitos. / The mining industry generates a large amount of tailing, which is usually placed in tailing dams. To properly design these constructions, when the tailing is highly compressible, it is necessary to study the consolidation characteristics of this material by means of techniques that consider large deformations. This study aimed to establish the technique HCT (Hydraulic Consolidation Test) in the laboratories of the department of Geotechnical Engineering, EESC-USP and consolidate the use of the technique TDR (Time Domain Reflectometry). This research work also aimed to evaluate the process of consolidation of clayey tailings through laboratory and field tests. For laboratory tests it was used the Hydraulic Consolidation Test (HCT) whereas field tests used the Time Domain Reflectometry (TDR) technique. The laboratory tests were carried out with samples collected in the spillway and next to the discharge spigot. Several analyses were performed using the HCT technique. The analysis results showed very little variations in the consolidation parameter values. The compressibility curve was determined using these consolidation parameters. The TDR tests were carried out using a probe specifically designed for this purpose. Laboratory calibration was performed with samples collected in the dam. One advantage of the TDR technique is to provide in real time estimates of the soil water content. With the water content profiles provided by the TDR technique, void ratio and effective stress profiles were determined using correlations obtained in laboratory, enabling to find a field compressibility curve. Then, the laboratory and field compressibility curves were compared, showing them very close to each other. It was concluded that both techniques are valid for evaluating the process of consolidation of soft materials in tailings dams.

Fontes radioativas seladas são largamente empregadas no mundo. A Agência Internacional de Energia Atômica AIEA estima em dezenas de milhões de fontes radioativas no mundo. No Brasil, este número é próximo de 500 mil unidades, considerando-se as fontes de pára-raios e detectores de fumaça. Uma fonte selada pode tornar-se desnecessária, seja devido ao seu decaimento ou outro motivo, sendo classificada como fontes radioativas seladas fora de uso (FRS). No Brasil, a maioria das FRS é considerada rejeito radioativo e são encaminhadas a um dos institutos da CNEN. Sem uma estratégia definida para a deposição das FRS, estas são armazenadas aguardando uma solução. A Gerência de Rejeitos Radioativos - GRR do IPEN-CNEN/SP é o principal centro de recepção desse material e até meados de 2010 havia recebido cerca de 14.000 fontes. O processo proposto para a gestão dessas FRS consiste em retirá-las de suas blindagens originais e transferi-las a outra blindagem, projetada para esse fim. As operações de transferência são realizadas em uma cela quente, garantindo a segurança radiológica. Uma das exigências da CNEN é que todas as fontes seladas sejam caracterizadas. No processo estudado, a avaliação da atividade de cada fonte será feita utilizando-se um detector, do tipo câmara de ionização tipo poço. O presente trabalho tem por objetivo desenvolver uma metodologia para aferir ou determinar a atividade de FRS armazenadas na GRR de acordo com sua geometria e determinar suas incertezas. / Sealed radioactive sources are widely used in many applications of nuclear technology in industry, medicine, research and others. The International Atomic Energy Agency (IAEA) estimates tens of millions sources in the world. In Brazil, the number is about 500 thousand sources, if the Americium-241 sources present in radioactive lightning rods and smoke detectors are included in the inventory. At the end of the useful life, most sources become disused, constitute a radioactive waste, and are then termed spent sealed radioactive sources (SSRS). In Brazil, this waste is collected by the research institutes of the Nuclear Commission of Nuclear Energy and kept under centralized storage, awaiting definition of the final disposal route. The Waste Management Laboratory (WML) at the Nuclear and Energy Research Institute is the main storage center, having received until July 2010 about 14.000 disused sources, not including the tens of thousands of lightning rod and smoke detector sources. A program is underway in the WML to replacing the original shielding by a standard disposal package and to determining the radioisotope content and activity of each one. The identification of the radionuclides and the measurement of activities will be carried out with a well type ionization chamber. This work aims to develop a methodology for measuring or to determine the activity SSRS stored in the WML accordance with its geometry and determine their uncertainties.