Made available in DSpace on 2014-06-12T23:16:51Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo9069_1.pdf: 1735124 bytes, checksum: cd8bf1799f215d957f9656fc115bdbb7 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2005 / Estudos radiométricos realizados pelas Empresas Nucleares Brasileiras (NUCLEBRAS), no período de 1974 a 1975, permitiram a localização de áreas radiometricamente anômalas em urânio no município de Pedra, Agreste de Pernambuco. Como não havia estimativa da influência desta anomalia no solo adjacente, foi realizado um estudo que tem como principal objetivo avaliar a migração de 238U e 226Ra no solo em torno desta ocorrência. A monitoração de área com um cintilômetro, permitiu a localização das duas principais áreas anômalas. Com a finalidade de avaliar a migração destes radionuclídeos no solo adjacente, foram realizadas análises mineralógicas e radiométricas em uma área de aproximadamente 40.000 m2, onde está localizada uma das principais anomalias. A difratometria de raios X na amostra de rocha, forneceu como resultado a uraninita parcialmente oxidada, e a análise modal permitiu determinar 0,39% deste mineral, através da qual foi possível calcular o teor médio de urânio na uraninita (10.000 ppm) na rocha anômala da fazenda F01. A análise microscópica permitiu classificar a rocha, como sendo uma cálcio-silicática anfibolítica, um tipo de rocha que normalmente não apresenta urânio associado. A espectrometria gama com detector de elevada resolução (HPGe), permitiu avaliar as atividades de 238U e 226Ra nesta área. Um total de 92 amostras, incluindo rocha e solo, possibilitou avaliar a migração destes radionuclídeos na área estudada. As concentrações de 238U variaram de 16.567 a 95.980 Bq.kg-1 para rocha e de 22 a 268 Bq.kg-1 para solo. Enquanto que, para o 226Ra, obteve-se valores que variaram de 14.018 a 83.567 Bq.kg-1 para rocha e de 14 a 367 Bq.kg-1 para solo. A partir destes valores, foi possível uma avaliação detalhada da migração destes radionuclídeos na área correspondente

SOMBRA, Carla Maria Lima. Biomonitoramento genotóxico e genético como indicador de risco à saúde por exposição ao urânio de residentes dos municípios de Monte Alegre, Prainha e Alenquer no estado do Pará. 2009. 96 f. Dissertação (Mestrado em Farmacologia) - Universidade Federal do Ceará. Faculdade de Medicina, Fortaleza, 2009. / Submitted by denise santos (denise.santos@ufc.br) on 2012-03-07T15:26:51Z No. of bitstreams: 1 2009_dis_cmlsombra.pdf: 1392819 bytes, checksum: 8fd513bea0a95bdd949d552162270985 (MD5) / Approved for entry into archive by Eliene Nascimento(elienegvn@hotmail.com) on 2012-03-08T11:26:34Z (GMT) No. of bitstreams: 1 2009_dis_cmlsombra.pdf: 1392819 bytes, checksum: 8fd513bea0a95bdd949d552162270985 (MD5) / Made available in DSpace on 2012-03-08T11:26:34Z (GMT). No. of bitstreams: 1 2009_dis_cmlsombra.pdf: 1392819 bytes, checksum: 8fd513bea0a95bdd949d552162270985 (MD5) Previous issue date: 2009 / Radiation is considered a risk factor for the development of several types of cancers caused by damage into the DNA molecule and is of extreme importance, therefore, the monitoring of human populations exposed to it. The municipality of Monte Alegre in the state of Pará in Brazil has one of the largest uranium mining areas of the world, which extends to the neighboring municipalities of Prainha and Alenquer. This work assessed the genotoxic potential of exposure to uranium in rocks found in dwellings in individuals from the municipalities of Monte Alegre, Prainha and Alenquer through the alkaline comet assay in peripheral blood lymphocytes and the determination of the frequencies of polymorphisms in DNA repair genes XRCC1 and XRCC3 and in carcinogen-metabolism gene GSTM1 through direct DNA sequencing. The analysis of the alkaline comet assay indicated that there was no statistically significant difference between the Damage Indexes (DIs) of Monte Alegre (DI = 32.01 ± 1.57), Prainha (DI = 45.80 ± 1.12) and Alenquer (DI = 44.30 ± 0.62) and of the negative control (DI = 42.00 ± 5.75) (p > 0.05). Through direct DNA sequencing, there were polymorphisms in XRCC1 and XRCC3 genes in regions of introns and exons. In XRCC1 gene, the variant allele frequencies for Arg194Trp polymorphism in Monte Alegre, Prainha and Alenquer populations were 12%, 13% and 7%, and for Arg399Gln, 28%, 30% and 32% respectively. In XRCC3 gene, the frequencies of the variant allele of Thr241Met polymorphism found in Monte Alegre, Prainha and Alenquer populations were, respectively, 28%, 13% and 33%. For GSTM1 gene, the frequencies obtained for the absence of this gene were 36%, 31% and 40%, respectively to Monte Alegre, Prainha and Alenquer populations. In general, the absence frequencies of GSTM1 gene and of allelic frequencies in XRCC1 and XRCC3 exons were statistically similar among the three municipalities and were in agreement with frequencies obtained in other studies with Brazilian populations. As a conclusion, among the populations studied, there was no increased incidence of DNA damage by exposure to uranium, which can be explained by the low radiation in these locations and that the allelic frequencies of polymorphisms found in the DNA repair genes XRCC1 and XRCC3, and the absence frequencies of GSTM1 gene did not differ from those in populations from other regions of Brazil. Thus, in the studied area, possibly there is no tendency to the development of cancer induced by exposure to uranium. / A radiação ionizante é considerada um fator de risco para o desenvolvimento de diversos tipos de neoplasias pelos danos causados à molécula de DNA, sendo de extrema importância, portanto, o monitoramento de populações humanas expostas a ela. O município de Monte Alegre no estado do Pará apresenta uma das maiores áreas de mineração do urânio do mundo, que se estende aos municípios vizinhos de Prainha e Alenquer. Este trabalho teve como objetivos a avaliação do potencial genotóxico do urânio presente em rochas nas residências de indivíduos dos municípios de Monte Alegre, Prainha e Alenquer através do ensaio do cometa alcalino em linfócitos periféricos e a determinação das freqüências de polimorfismos nos genes de reparo do DNA XRCC1 e XRCC3 e no gene de metabolização GSTM1 através de seqüenciamento direto de DNA. Na análise do cometa alcalino, não houve diferença estatisticamente significante entre os Índices de Dano (IDs) das populações de Monte Alegre (ID = 32,01 ± 1,57), Prainha (ID = 45,80 ± 1,12) e Alenquer (ID = 44,30 ± 0,62) e o do controle negativo (ID = 42,00 ± 5,75) (p > 0,05). Através do seqüenciamento direto de DNA, observou-se a presença de polimorfismos nos genes XRCC1 e XRCC3 em regiões de íntrons e de éxons. No gene XRCC1, as freqüências alélicas variantes para o polimorfismo Arg194Trp nas populações de Monte Alegre, Prainha e Alenquer foram 12%, 13% e 7% e, para Arg399Gln, 28%, 30% e 32%, respectivamente. No gene XRCC3, as freqüências do alelo variante do polimorfismo Thr241Met encontradas nas populações de Monte Alegre, Prainha e Alenquer foram, respectivamente, 28%, 13% e 33%. Em relação ao gene GSTM1, as freqüências obtidas de ausência do gene apresentaram os valores de 36%, 31% e 40%, respectivamente às populações de Monte Alegre, Prainha e Alenquer. No geral, todas as freqüências alélicas nos éxons dos genes XRCC1 e XRCC3 e de ausência do gene GSTM1 foram estatisticamente semelhantes entre os três municípios e se mostraram em concordância com freqüências obtidas em outros estudos com populações brasileiras. Conclui-se que, dentre as populações estudadas, não houve aumento da incidência de dano ao DNA pela exposição ao urânio, o que pode se explicar pela baixa radiação nessas localidades. Além disso, as freqüências alélicas dos polimorfismos encontrados nos genes de reparo XRCC1 e XRCC3, assim como as de ausência do gene de metabolização GSTM1 não diferiram das encontradas em populações de outras regiões do Brasil. Desse modo, nas regiões estudadas, possivelmente não existe tendência ao desenvolvimento de câncer induzido pela exposição ao urânio.

Dissertação (mestrado)—Universidade de Brasília, Instituto de Geociências, Programa de Pós-Graduação em Geociências Aplicadas, 2012. / Submitted by Alaíde Gonçalves dos Santos (alaide@unb.br) on 2012-11-16T10:15:18Z No. of bitstreams: 1 2012_MarcosMenezesdaPaixao.pdf: 3290460 bytes, checksum: 806db1965f7eb0ea1c1f8eef6ec93f7e (MD5) / Approved for entry into archive by Guimaraes Jacqueline(jacqueline.guimaraes@bce.unb.br) on 2012-11-20T11:10:41Z (GMT) No. of bitstreams: 1 2012_MarcosMenezesdaPaixao.pdf: 3290460 bytes, checksum: 806db1965f7eb0ea1c1f8eef6ec93f7e (MD5) / Made available in DSpace on 2012-11-20T11:10:41Z (GMT). No. of bitstreams: 1 2012_MarcosMenezesdaPaixao.pdf: 3290460 bytes, checksum: 806db1965f7eb0ea1c1f8eef6ec93f7e (MD5) / A região nordeste do Estado de Goiás foi investigada pela Nuclebrás e CNEN nas décadas de 1970 e 1980 com vistas a detectar elementos radioativos, ocasião em que foram empreendidos os projetos prospectivos de urânio: Rio Preto e Campos Belos. Tais projetos identificaram mineralizações uraníferas estimadas em cerca de 1.000 toneladas de U3O8, consideradas de pequeno porte e, portanto, os trabalhos de pesquisa foram interrompidos. Entre os anos de 2005 e 2007 foram executados levantamentos aerogeofísicos que recobriram as áreas destes projetos e as continuidades das litologias conhecidamente anômalas para o Estado de Tocantins com dados de gamaespectrometria e magnetometria. Dados aerogeofísicos tem sido amplamente utilizados na detecção direta de corpos mineralizados em urânio. Entretanto, para áreas de grande variabilidade litológica a determinação de valores a serem considerados anômalos torna-se difícil, pois a concentração do elemento urânio é significativamente influenciada pelo tipo de rocha. O objetivo deste estudo é identificar novos alvos prospectivos de urânio na região de afloramento das litologias conhecidamente anômalas, aplicando a técnica de regressão linear múltipla aos dados aerogeofísicos que cobrem essas unidades na parte nordeste de Goiás e parte do sudeste de Tocantins para mitigar a influência litológica sobre as concentrações de urânio. Os resultados demonstram a eficácia da técnica proposta para a remoção das influências litológicas sobre as concentrações de urânio, conseguindo destacar as ocorrências de urânio conhecidas e identificar novos alvos prospectivos para este radioelemento na região. _______________________________________________________________________________________ ABSTRACT / The northeastern part of the Goiás State was investigated by Nuclebrás and CNEN in the 1970s and 1980s in order to detect radioactive elements, when the following uranium exploration projects were undertaken: Rio Preto and Campos Belos. Such projects identified uranium mineralization estimated at about 1,000 tons of U3O8, which were considered small and, therefore, research work in the area was interrupted. Between 2005 and 2007, airborne geophysical surveys covered these projects areas and the extension of these uranium anomalous lithologies to the Tocantins State, with gamma-ray spectrometric and magnetic data. Aerogeophysical data has been widely used in the direct detection of mineralized uranium bodies. However, in areas of great lithological variability, the determination of the anomalous values becomes difficult because uranium concentration is significantly influenced by the rock type. The objective of this study is to identify new prospective targets for uranium in the region of outcrop of anomalous lithologies, using the multiple linear regression technique to the airborne geophysical data that cover these units in northeastern part of Goiás and southeastern part of Tocantins to mitigate the lithological influence on the uranium concentrations. The results demonstrate the effectiveness of the proposed technique for the removal of the lithological influences on the uranium concentrations, achieving highlight the known uranium occurrences and identify new prospective targets for this radioelement in the region.

Dissertação (mestrado)—Universidade de Brasília, Instituto de Geociências, 2006. / Submitted by Diogo Trindade Fóis (diogo_fois@hotmail.com) on 2009-10-23T13:22:39Z No. of bitstreams: 1 2006_Barbara Alcantara Ferreira Lima.pdf: 2489564 bytes, checksum: 7b7844c3b17e5aee354e06c6a0348760 (MD5) / Approved for entry into archive by Daniel Ribeiro(daniel@bce.unb.br) on 2010-10-18T22:03:31Z (GMT) No. of bitstreams: 1 2006_Barbara Alcantara Ferreira Lima.pdf: 2489564 bytes, checksum: 7b7844c3b17e5aee354e06c6a0348760 (MD5) / Made available in DSpace on 2010-10-18T22:03:31Z (GMT). No. of bitstreams: 1 2006_Barbara Alcantara Ferreira Lima.pdf: 2489564 bytes, checksum: 7b7844c3b17e5aee354e06c6a0348760 (MD5) / Existem vários métodos de datação que são amplamente utilizados de acordo com o tipo de material do qual se quer datar. Os métodos de datação baseados no desequilíbrio radioativo que utilizam a dependência-tempo da perturbação geoquímica entre isótopos 238 235 232 pai e filho da série de decaimento radioativo natural do U, U e Th, cujos membros finais são isótopos estáveis de chumbo, são os que encontram maior uso numa ampla variedade de problemas na geologia, hidrogeologia e arqueologia. O uso deste método em depósitos de cavernas, como espeleotemas e sedimentos clásticos, provou ser uma ferramenta poderosa para estudar o passado climático e mudanças ambientais. Mais especificamente, espeleotemas, principalmente estalagmites, são freqüentemente estudadas para interpretações paleoambientais. Além disso, a aplicação em estudos geológicos inclui a determinação de idade de rochas e água subterrânea, estudos de erosão superficial, transporte e processos de sedimentação, interações rocha-água subterrânea, dentre outros. A preparação química do método é o principal foco desse trabalho que envolve cuidadoso controle de procedimentos químicos para eliminar contaminação de laboratório e calibração precisa do espectrômetro de massa para obter alta reprodutibilidade. O processo se dá em várias etapas: preparação da amostra, digestão e separação cromatográfica utilizando padrões sintéticos e amostras já datadas em outros laboratórios no mundo, leitura das razões isotópicas em espectrômetro de massa, além do estudo da estalagmite JA-5 da Caverna João Arruda em Bonito-MS. Os resultados obtidos mostram que o método funciona, principalmente com relação à co-precipitação do U e Th e separação cromatográfica desses metais. Observa- se também que as idades obtidas estão dentro do erro associado a cada amostra e se aproximam dos valores obtidos em outros laboratórios (laboratórios validados quanto ao método). É evidente que alguns ajustes devem ser levados em consideração para ter um resultado melhor, principalmente no ajuste do método de leitura em MC-ICP-MS. O estudo de caso feito com a estalagmite JA-5 sugere que a amostra parou de crescer em torno de 2,0 ky. Este estudo é diferente se o comparamos com o dado obtido para a estalagmite JA-3 encontrada na mesma caverna, mas em locais de dinâmica hídica diferente. _________________________________________________________________________________ ABSTRACT / There are many dating methods largely used according to the kind of material to be dated. Methods that rely on the time-dependency of geochemical disequilibrium 238 235 232 U, U and Th natural decay system, between daughter and parent isotope, from the whose final members are stable Pb isotopes, are the most useful in a broader variety of geological, hydrological and archeological problems. The use of this method in cave deposits like speleothems and clastic sediments proved to be a powerful tool to study past climatic and environmental changes. Speleothems like stalagmites are frequently used in paleoenvironmental interpretations. This method may be applied to rocks and underground water dating, erosion studies, transport and sedimentation processes, interactions between rock-groundwater, among others. The present work focuses on the chemical preparation of the U-Th method including the chemical procedures to avoid laboratory contamination and the mass spectrometer precise calibration in order to get high reproducibility. The process has many steps: samples preparation; digestion and chromatographic separation using standards and samples already dated in other laboratories; determination of the isotopic ratios by mass spectrometers, and a case study based on a stalagmite from João Arruda cave, Bonito, Mato Grosso State, Brazil. The obtained data shows the reliability of the method works, mostly in relation to co precipitation of U and Th and to the chromatographic separation of these metals. It is also observed that the obtained dates are within the errors for each sample and are very similar to the dates obtained in other laboratories (validated to this methodology). Further improvements are necessary to achieve better results, mostly related to the reading method in the MC-ICP-MS. The case study in the JA-5 stalagmite shows that it stopped growing around 2,0 ky. This is a different result from that obtained on JA-3 stalagmite, from the same cave, but placed in a spot with different hydrodynamics.

Orientador: Cesare Mansueto Giulio Lattes / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Fisica Gleb Wataghin / Made available in DSpace on 2018-07-15T03:19:13Z (GMT). No. of bitstreams: 1 HadlerNeto_JulioCesar_D.pdf: 1681049 bytes, checksum: 2b338e8e84976782bc0c848dd5289032 (MD5) Previous issue date: 1982 / Resumo: Lâminas de mica muscovita de grande área, previamente tratadas termicamente, selecionadas e atacadas quimicamente com HF, foram expostas, por justaposição, a cilindros de urânio (U3O8 com 7,16 g/cm3, 3,30 cm de diâmetro e 4,0 cm de altura) durante 0,525 a. Neste período, as micas registraram traços de fragmentos de fissão espontânea dos núcleos de 238U e uma pequena contribuição de traços de fissão de urânio induzida - principalmente por neutrons de raios cósmicos e por neutrons rápidos originados das fissões espontâneas que ocorreram nos cilindros durante a exposição - que aumentou em menos de 2% o numero total de fragmentos de fissão detectados pelas micas. Posteriormente as micas foram convenientemente atacadas com HF e analisadas ao microscópio óptico. Então, sanduíches de emulsões nucleares carregadas com urânio, lâminas de micas e alvos de urânio foram irradiados com neutrons lentos. Nestas irradiações, as emulsões nucleares foram usadas como calibradores do fluxo absoluto de neutrons. As micas foram atacadas com HF, as emulsões reveladas quimicamente e ambos os detetores de traços de fissão foram observados ao microscópio. As emulsões nucleares carregadas com urânio foram confeccionadas a partir do gel KO de Ilford. Medimos o carregamento de urânio por gravimetria e observando, ao microscópio, a atividade alfa do urânio. Nosso resultado deu: lF = (8,6 ± 0,4) x 10-17 ano-1 / Abstract: Large area muscovite mica foils, previously treated thermally, selected and chemically etched in HF, were exposed, by juxtaposition, to uranium cylinders (U3O8 with 7,16 g/cm3, 3,30 cm diameter and 4,0 cm height) during 0,525 y. In this period the mica foils registered tracks from spontaneous fission of 238U nuclei contained in the cylinders and a small contribution of uranium induced fission tracks. We show that the former group of fission tracks - induced mainly by cosmic ray neutrons and by fast neutrons from spontaneous fission that take place in the cylinder during the exposition give rise to an increase less than 2% in the total number of fission tracks detected by the mica foils. Afterwards the mica foils were properly etched in HF and analyzed at the optical microscope. Then, sandwiches of uranium loaded nuclear emulsion, mica foils and uranium targets were irradiated with slow neutrons. In this irradiation¿s, the nuclear emulsions were used as calibrators of the neutrons absolute flux. The mica foils were etched in HF, the emulsions were developed and both fission track detectors were observed at the microscope. The uranium loaded nuclear emulsions were made from gel KO from Ilford. We measured the uranium loading by gravimetry and by observing, at the microscope, the uranium alpha activity. Our result gave: lF = (8,6 ± 0,4) x 10-17 year-1 / Doutorado / Física / Doutor em Ciências

Orientador: Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de CAmpinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-07-23T20:27:04Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Ferraz_WilmarBarbosa_D.pdf: 3357035 bytes, checksum: 5566b8c77df14f08dc4acbedc2d902d8 (MD5) Previous issue date: 1998 / Resumo: O conhecimento da autodifusão do urânio no combustível nuclear 'UO IND. 2¿ apresenta grande interesse nas áreas de fabricação e de previsão de desempenho do combustível sob irradiação. Neste trabalho é descrita uma nova metodologia para a medida direta da autodifusão do urânio no 'UO IND. 2¿ através da utilização do isótopo 'U ANTPOT. 235¿ como traçador, e a determinação dos perfis de difusão por espectrometria de massa de íons secundários (SIMS). Os estudos foram conduzidos em monocristais e policristais de 'UO IND. 2¿. As experiências de difusão em monocristais foram realizadas em uma atmosfera redutora de 'H IND. 2¿, entre 1498 e '1697 GRAUS¿C. Os coeficientes de difusão do urânio no 'UO IND. 2¿, em volume, podem ser descritos pela seguinte relação de Arrhenius: D('cm POT. 2¿/s) = 8,54x¿10 POT. ¿7¿exp[-4,4(eV)/kT]. Esse resultado é muito menor do que aqueles previamente determinados para outros autores. Isto pode ser atribuído a numerosos fatores, tais como estequiometria, qualidade da amostra e técnica utilizada na determinação do coeficiente de difusão. Os estudos com policristais foram realizados nas mesmas condições experimentais dos monocristais. Nestas condições, a difusividade do urânio que prevalece na pastilha de 'UO IND. 2¿ policristalina corresponde à difusão intergranular do tipo B... Observação: O resumo, na íntegra, poderá ser visualizado no texto completo da tese digital / Abstract: Not informed. / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

Orientador: Cesare M. Giulio Lattes / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Fisica Gleb Wataghin / Made available in DSpace on 2018-07-15T15:56:43Z (GMT). No. of bitstreams: 1 HadlerNeto_JulioCesar_M.pdf: 1321677 bytes, checksum: ae2bab93affae804b4a79059231b29c1 (MD5) Previous issue date: 1979 / Resumo: Não informado / Abstract: Not informed. / Mestrado / Física / Mestre em Física

Orientador: Cesare Mansueto Giulio Lattes / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Fisica Gleb Wataghin / Made available in DSpace on 2018-07-16T07:35:49Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Zago_ElianaMariaCiocchetti_M.pdf: 4594622 bytes, checksum: e21371a4d3ba7916d55b6396dd48c382 (MD5) Previous issue date: 1977 / Resumo: Não informado / Abstract: Not informed. / Mestrado / Física / Mestre em Física

Cascas de banana foram caracterizadas por espectroscopia de infravermelho por transformada de Fourier e microscopia eletrônica de varredura, e investigadas como biossorvente de baixo custo para a remoção de íons de urânio provenientes de soluções nítricas. A influência das seguintes variáveis foi estudada: tamanho das partículas do adsorvente, tempo de contato, pH e temperatura. O percentual de remoção aumentou de 13 para 57% quando o tamanho da partícula foi reduzido de 6,000 para 0,074mm. O tempo de contato determinado foi de 40 minutos com remoção de 60% em média. A remoção aumentou de 40 para 55% quando o pH aumentou de 2 para 5. Os modelos de isotermas lineares de Langmuir e Freundlich foram aplicados para descrever o equilíbrio de adsorção. A cinética do processo foi analisada a partir dos modelos de pseudo-primeira e segunda ordens. Parâmetros termodinâmicos como variações da entalpia (H), entropia (S) e energia livre de Gibbs (G) foram calculados. No intervalo de concentração de 50 - 500mg.L-1 , o processo de adsorção foi melhor descrito pela equação de Freundlich. A capacidade de adsorção no equilíbrio foi determinada pela equação de Langmuir, e o valor encontrado foi 11,50 mg.g-1 a 25 ± 2ºC. A cinética foi melhor representada pelo modelo pseudo-segunda ordem. O processo de biossorção para a remoção de urânio das soluções foi considerado exotérmico, e os valores de H e S obtidos foram - 9,61 kJ.mol-1 e 1,37J.mol-1, respectivamente. Os valores da energia livre de Gibbs variaram de -10,03 para -10,06 kJ.mol-1 quando a temperatura aumentou de 30 para 50ºC. Este estudo mostrou o potencial de aplicação das cascas de banana como biossorvente de íons de urânio. / Banana pith was characterized by Fourier Transformed Infrared Spectroscopy and Scanning Electron Microscopy, and investigated as a low cost biosorbent for the removal of uranium ions from nitric solutions. Influences variable as were studied: adsorbent particle size, contact time, pH and temperature were studied. The removal percentage was increased from 13 to 57% when the particle size was decreased from 6.000 to 0.074mm. The determined contact time was 40 minutes with 60% mean removal. The removal was increased from 40 to 55% when the pH varied from 2 to 5. The Langmuir and Freundlich linear isotherm models were applied to describe the adsorption equilibrium. The kinetic of the process was studied using the pseudo-first order and pseudo-second order models. Thermodynamics parameters such as G, S and H were calculated. In concentration range of 50 - 500mg.L-1, the adsorption process was described better by the Freundlich equation. The adsorption capacity at equilibrium of uranium ions was determined from the Langmuir equation, and it was found 11.50 mg.g-1 at 25 ± 2ºC. The kinetic was better represented by the pseudo-second order model. The biosorption process for uranium removal from the solutions was considered an exothermic reaction, and the values of H and S obtained were -9.61 kJ.mol-1 and 1.37J.mol-1, respectively. The values of the Gibbs free energy changed from -10.03 to -10.06 kJ.mol-1 when the temperature was increased from 30 to 50ºC. This study showed the potential application of the banana pith as biosorbent of uranium ions.

O processamento químico a partir do hexafluoreto de urânio (UF6), permite uma flexibilidade na produção de combustíveis à base de siliceto de urânio (U3Si2) e octóxido de urânio (U3O8). Atualmente no IPEN-CNEN/SP desenvolvem-se trabalhos visando o processamento de combustíveis com alta concentração de urânio, por meio da substituição do U3O8 por U3Si2. Para a obtenção de U3Si2, duas possibilidades podem ser consideradas na preparação da matéria-prima utilizada, que é o tetrafluoreto de urânio (UF4), são elas: a redução do urânio presente na solução hidrolisada do UF6 utilizando-se cloreto estanhoso (SnCl2) e a hidrofluoretação do dióxido de urânio (UO2) proveniente do tricarbonato de amônio e uranilo (TCAU). Descreve-se neste trabalho um procedimento para obtenção de tetrafluoreto de urânio (UF4), utilizando-se como matéria-prima os filtrados gerados na preparação de determinados compostos nos processos de reconversão do hexafluoreto de urânio (UF6), mais especificamente o amonioperóxidofluoranato (APOFU). Os filtrados consistem principalmente de uma solução contendo altas concentrações dos íons amônio (NH4 +), fluoreto (F-) e baixa concentração de urânio. O processo descrito visa principalmente a recuperação do NH4F e do urânio, como UF4, por meio da cristalização do bifluoreto de amônio (NH4HF2) e em uma etapa posterior, a adição deste ao UO2, ocorrendo a fluoração e decomposição. O UF4 obtido foi caracterizado química e fisicamente e será reciclado para ser usado na unidade de produção de urânio metálico para a obtenção de U3Si2, utilizado como combustível para o reator IEA-R1m. / It is a well known fact that the use of uranium tetrafluoride allows flexibility in the production of uranium silicide and uranium oxide fuell. To its obtention there are two conventional routes, the one which reduces uranium from the UF6 hydrolisis solution with stannous chloride, and the hydrofluorination of a solid uranium dioxide. In this work we are introducing a third and a dry way route, mainly utilized to the recovery of uranium from the liquid effluents generated in the uranium hexafluoride reconversion process, at IPEN/CNEN-SP. Working in the liquid phase, this route comprises the recuperation of amonium fluoride by NH4HF2 precipitacion. Working with the solid residues, the cristalized bifluoride is added to the solid UO2, which comes from the U miniplates recovery, also to its convertion in a solid state reaction, to obtain UF4. That returns to the process of metallic uranium prodution unity to the U3Si2 obtention. This fuel is considered in IPENCNEN/ SP as the high density fuel phase for IEA-R1m reactor, which will replace the former low density U3Si2-Al fuel.