O objetivo do presente trabalho é determinar a concentração de atividade de isótopos de ocorrência natural de urânio e tório e o polônio em perfis de sedimento marinho da Baixada Santista. A Baixada Santista é uma região populosa e abrange os municípios de Bertioga, Guarujá, Santos, São Vicente, Cubatão, Praia Grande, Mongaguá, Itanhaém e Peruíbe. Esta é uma das mais importantes regiões industriais do Brasil, dado ao grande número de indústrias, como as de fertilizantes, petroquímicas e do aço. A grande atividade industrial, juntamente com a grande população da região, exerce forte pressão sobre a biota marinha. O presente trabalho analisou 10 perfis de sedimentos marinhos extraídos da região. Foram coletados perfis com tamanhos variando de 41 a 98 cm, na região de Santos, Cubatão, São Vicente e Bertioga. Os perfis foram fatiados a cada 2 cm e passaram por um pré-tratamento físico e químico. Para a dissolução total e digestão foram utilizados ataques com ácidos fortes. As técnicas radioquímicas utilizadas para a separação dos radionuclídeos e preparação das fontes radioativas, para a contagem alfa, foram separação por cromatografia de troca iônica e eletrodeposição para urânio e tório e deposição espontânea para o polônio. Os resultados obtidos para as concentrações de atividade dos radionuclídeos são semelhantes aos de sedimentos marinhos em regiões não contaminadas, exceto em alguns pontos amostrados, nos quais foi possível identificar influência antrópica. / The objective of the present work is to determine the activity concentration of uranium and thorium isotopes and polonium in estuarine sediments from BaixadaSantista. The area comprehends nine cities in the Brazilian coast (Bertioga, Guarujá, Santos, São Vicente, Cubatão, Praia Grande, Mongaguá, Itanhaém and Peruíbe). It is one of the most important industrial areas in Brazil due to the large number of industries operating in Cubatão, such as steel, petrochemical and fertilizer industries. That, together with a large population, causes a negative impact on the marine biota. In the present work 10 profiles of sediment cores, with depth varying from 41 to 98 cm, were analyzed. The cores were obtained from Santos, Cubatão, São Vicente and Bertioga. The cores were sliced every 2 cm and were treated with both physical and chemical processes, including drying, grinding and sieving. The samples were dissolved by acid digestion, till total dissolution and destruction of organic matter. After the acid digestion, the samples were filtered and evaporated till dryness. The radiochemical techniques used to separate the radionuclides and to prepare the final source for alpha counting were ion exchange chromatography and spontaneous deposition for polonium and electrodeposition for U and Th. The final sources were counted in a surface barrier alpha spectrometer. Values obtained for the radionuclides analyzed were similar to the activity concentrations of sediments in non polluted areas, with the exception of a few samples that showed anthropic influence.

O Brasil com o propósito de se tornar autossuficiente na produção de radioisótopos e fontes radioativas usados na medicina nuclear, na agricultura e no meio ambiente desenvolveu o projeto de um reator multipropósito de 30 megawatts de potência para atender a demanda nacional. No Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), o Centro de Combustível Nuclear (CCN) é responsável pela fabricação dos combustíveis para o reator IEA-R1 e, possivelmente, pelos combustíveis do reator multipropósito. Com o intuito de atender a demanda para os reatores foi projetada uma nova planta de fabricação com a capacidade máxima de 60 combustíveis por ano, o qual atualmente é de dez. O aumento da produção consequentemente aumentará o volume de efluentes gerados. A atual preocupação com o meio ambiente faz-se necessário elaborar um plano de gestão para tornar o processo sustentável, o qual ocasionará em benefícios ambientais, econômicos e sociais. O processo produtivo do combustível gera vários tipos de efluentes, contendo urânio ou não, sendo sólidos, líquidos e gasosos com características físicas e químicas variadas. Esse estudo tem como objetivo identificar, caracterizar e segregar os efluentes gerados em todo o processo produtivo de obtenção do combustível nuclear do tipo MTR (Materials Testing Reactors). No desenvolvimento do presente trabalho foram utilizadas como base a Resolução n° 357, de 17 de março 2005, e a Resolução n° 430, de 13 de maio de 2011 do Conselho Nacional do Meio Ambiente CONAMA. Com os resultados obtidos foi possível determinar que os efluentes líquidos são os principais aspectos que podem causar contaminação ao meio ambiente, e a atual situação do CCN mostra que 30% do efluente líquido possui tratamento de recuperação de urânio; 20% dos efluentes líquidos são reutilizados na composição química em que foi gerado; 35% descartado diretamente ao meio ambiente de acordo com a legislação. O restante dos efluentes líquidos, cerca de 15%, estão em fase de desenvolvimento do processo de tratamento. / Brazil with the purpose of becoming self-sufficient in the production of radioisotopes and radioactive sources used in nuclear medicine, agriculture and the environment has developed the project of a multipurpose reactor of 30 megawatts of power to meet the national demand. At the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), the Centro de Combustível Nuclear (CCN) is responsible for manufacturing fuels for the IEA-R1 reactor and, possibly, the multipurpose reactor fuels. In order to meet the demand for the reactors, a new manufacturing plant with a maximum capacity of 60 fuels per year has been designed, which is currently ten. The increase in production will consequently increase the volume of effluents generated. The current concern with the environment makes it necessary to elaborate a management plan to make the process sustainable, which will lead to environmental, economic and social benefits. The production process of the fuel generates several types of effluents - containing uranium or not - being solid, liquid and gaseous with varied physical and chemical characteristics. This study aims to identify, characterize and segregate the effluents generated in the entire production process of obtaining the nuclear fuel type MTR (Materials Testing Reactors). In the development of this paper, Resolution 357 of March 17, 2005, and Resolution No. 430 of May 13, 2011 of the National Environmental Council - CONAMA, were used. With the results obtained it was possible to determine that the liquid effluents are the main aspects that can cause contamination to the environment, and the current situation of the CCN shows that 30% of the liquid effluent has uranium recovery treatment; 20% of the liquid effluents are reused in the chemical composition in which it was generated; 35% discarded directly to the environment according to the legislation. The rest of the liquid effluents, about 15%, are in the development phase of the treatment process.

Neste trabalho foi estabelecido um procedimento para determinação da razão isotópica 238U/235U em amostras de UF6, utilizando-se um espectrômetro de massas quadrupolar com ionização por impacto eletrônico e detecção de íons por copo de Faraday ou multiplicador de elétrons. Para tanto, o espectrômetro foi otimizado, determinando-se os parâmetros para a fonte de íons que proporcionassem a maior intensidade de corrente iônica, mantendo o pico de forma arredondada, para a massa correspondente ao isótopo mais abundante; a resolução que reduzisse os efeitos não lineares e o número de ciclos analíticos que reduzisse a incerteza nos resultados. O processo de medição foi caracterizado quanto: aos efeitos de discriminação de massa, linearidade e efeito memória. A discriminação de massas mostrou ser linearmente dependente da pressão da amostra no tanque de expansão nas faixas de 0,15 a 0,30 mbar e de 0,30 a 0,40 mbar. O espectrômetro mostrou-se linear na medição de razões isotópicas entre 0,005 e 0,045. Os fatores de memória para a fonte de íons e para o sistema de introdução são, respectivamente, 1,000 ± 0,001 e 1,003 ± 0,003; o primeiro pode ser desprezado e o segundo eliminado por procedimentos de lavagem do sistema de introdução. O trabalho apresenta, em sua parte final, um roteiro para as análises de amostras de UF6 e a determinação das incertezas nos resultados. / In the present work a procedure for determination of the isotopic ratio 238U/235U in UF6 samples was established using a quadrupole mass spectrometer with ionization by electron impact and ion detection by Faraday cup or electron multiplier. For this, the following items were optimized in the spectrometer: the parameters in the íon source that provided the most intense peak, with good shape, for the corresponding mass of the most abundant isotope; the resolution that reduced the non linear effects and the number of analytic cycles that reduced the uncertainty in the results. The measurement process was characterized with respect to the effects of mass discrimination, linearity and memory effect. The mass discrimination showed to be linearly dependent of the sample pressure in the batch volume, for the pressure ranges from 0.15 to 0.30 mbar and from 0.30 to 0.40 mbar. The spectrometer was shown linear in the measurement of isotopic ratios between 0.005 and 0.045. The memory factor for the íon source and for the introduction system were, respectively, 1.000 ± 0.001 and 1.003 ± 0.003; the first one can be ignored, the second one can be eliminated by washing the batch volume with the new sample. A methodology for routine analysis of UF6 samples and the determination of the uncertainties were set up in details as well.

Três métodos de obtenção de pó de U3O8 de alta densidade foram estudados: trituração de pastilhas sInterizadas de U3O8; sinterização de grânulos de U3O8 calcinado; e sinterização de grânulos de diuranato de amônio (DUA). Testes foram conduzidos variando-se a temperatura e o tempo de calcinação do DUA, bem como o tempo de sinterização, resultando em dez lotes de U3O8. Os processos foram comparados em termos de características dos pós obtidos, rendimento granulométríco e número de etapas. O teor de impurezas, a área de superfície específica, a estequiometria, a morfologia, a densidade, a distribuição de porosidade e a identificação de fases foram considerados como parametros de caracterização dos pós. As principais conclusões mostraram que o segundo método (no qual o DUA foi calcinado a 600°C por 3h) forneceu os melhores resultados. Além disso, o terceiro método também produziu bons resultados, porém com dificuldades de manuseio do DUA. / Three preparation methods of high-density U3O8 powder have been studied: grinding of sintered U3O8 pellets, sintering of calcined U3O8 granules; and sintering of ammonium diuranate (ADU) granules. Experiments have been carried out varying ADU calcination time and temperature as well as sintering time, yielding ten U3O8 batches. Powder characteristics, granulometric yield, and number of process steps have been taken into account for comparison purposes. Impurity content, specific surface area, stoichiometry, morphology, density, porosity distribution and phase identification have been considered as parameters for powder characterization. The main conclusions show that the second method (following a 6000C/3h ADU calcination) gives the best results. Moreover, the third method gives also good results, but there were some difficulties with ADU handling.

No presente estudo obteve-se com sucesso o compósito zeólita:magnetita usando-se como material de partida sulfato ferroso para síntese da magnetita e cinzas leves de carvão para síntese da fase zeolítica. A zeólita foi sintetizada por tratamento hidrotérmico alcalino e as nanopartículas de magnetita foram obtidas pela precipitação de íons Fe2+ em uma solução alcalina. Uma reprodutibilidade foi alcançada na preparação de diferentes amostras do nanocompósito zeolítico. O material foi caracterizado pelas técnicas de espectrometria de Infravermelho, difratometria de raios-X de pó, fluorescência de raios-X, microscopia eletrônica de varredura com a técnica de EDS, massa especifícia e área específica e por outras propriedades físico-químicas. O compósito era constituído pelas fases zeolíticas hidroxisodalita e NaP1, magnetita, quartzo e mulita das cinzas remanescentes do tratamento alcalino e magnetita incorporada na sua estrutura. A capacidade de remoção de U(VI) de soluções aquosas sobre o compósito zeólita:magnetita foi avaliada pela técnica descontínua. Os efeitos do tempo de contato e da concentração inicial do adsorbato sobre a adsorção foram avaliados. Determinou-se o tempo de equilíbrio do sistema e foram avaliados os modelos cinéticos de pseudo-primeira ordem, pseudo-segunda ordem e o modelo de difusão intrapartícula. Um tempo de contato de 120 min foi suficiente para a adsorção do íon uranilo alcançar o equilíbrio. A velocidade de adsorção seguiu o modelo cinético de pseudo-segunda-ordem, sendo que a difusão intrapartícula não era a etapa determinante do processo. Dois modelos de isotermas de adsorção, os modelos de Langmuir e de Freundlich, também foram avaliados. O modelo de Langmuir foi o que melhor se ajustou aos dados experimentais. A partir do modelo cinético e da isoterma que melhor descreveram o comportamento do sistema foi possível calcular os valores teóricos para a capacidade máxima de adsorção do U(VI) sobre o compósito zeólita:magnetita. As capacidades máximas de remoção calculadas foram de 20,7 mg.g-1 pela isoterma de Langmuir e de 23,4 mg.g-1 pelo modelo cinético de pseudo-segunda ordem. O valor experimental obtido foi 23,3 mg.g-1. / Within this work, a magnetic-zeolite composite was successfully synthesized using ferrous sulfate as raw material for the magnetic part of the composite, magnetite, and coal fly ash as raw material for the zeolitic phase. The synthesis of the zeolitic phase was made by alkali hydrothermal treatment and the magnetite nanoparticles were obtained through Fe2+ precipitation on alkali medium. The synthetic process was repeated many times and showed good reproducibility comparing the zeolitic nanocomposite from different batches. The final product was characterized using infrared spectroscopy, powder X-ray difraction, X-ray fluorescence, scanning electron microscopy with coupled EDS. Specific mass, specific surface area and other physicochemical proprieties. The main crystaline phases found in the final product were magnetite, zeolites types NaP1 and hydroxysodalite, quartz and mulite, those last two remaing from the raw materials. Uranium removal capacity of the magnetic zeolite composite was tested using bathc techniques. The effects of contact time and initial concentration of the adsorbate over the adsorption process were evaluated. Equilibrium time was resolved and the following kinectics and difusion models were evaluated: pseudo-first order kinectic model, pseudo-second order kinectic model and intraparticule difusion model. A contact time of 120 min turned out to be enough to reach equilibrium of the adsorption process. The rate of adsorption followed the pseudo-second order model and the intraparticle diffusion didnt turned out to be a speed determinant step. Two adsorption isotherms models, the Langmuir model and the Freundlich model, were also evaluated. The Langmuir model was the best fit for the obtained experimental data. Using the best fitted adsorption isotherm and kinectic model, the theorical maximum adsorption capacity of uranium over the composite was determined for both models. The maximum removal capacity calculated was 20.7 mg.g-1 for the Langmuir isotherm and 23.4 mg.g-1 for the pseudo-second order model. The experimental value attained was 23,3 mg.g-1.

O Oceano Austral é o maior repositório dos oceanos, com concentrações elevadas de nutrientes e baixas de clorofila. A região tem papel fundamental para regular a transferência líquida de dióxido de carbono entre o oceano e a atmosfera, em parte devido à assimilação anual de CO2 pelo fitoplâncton, que resulta na exportação do carbono orgânico particulado (POC) para o oceano profundo. O elemento tório apresenta múltiplos isótopos que tem emergido como traçadores poderosos dos processos associados à transferência de material particulado nos oceanos. De todos os isótopos de Th, o 234Th (meia-vida de 24,1 d) tem sido foco de destaque e aplicação nos últimos anos. A produção do 234Th a partir do 238U, além do comportamento conservativo solúvel do 238U na água do mar, tornam fácil a caracterização das fontes de 234Th neste cenário. Além disso, a meiavida do 234Th é suficientemente curta para torná-lo sensível a mudanças a curto prazo (sazonais) que ocorrem na coluna dágua superficial dos oceanos, ou nas colunas dágua e de sedimentos nas regiões costeiras. Devido ao seu comportamento partículo-reativo, o 234Th é removido da água de duas formas, por decaimento ou pelo fluxo de material particulado. Desta forma, um modelo de balanço uni-dimensional no estado estacionário pode ser utilizado para estimar seu fluxo. Os isótopos naturais de Ra também tem sido amplamente empregados em estudos marinhos para traçar massas dágua e quantificar processos de mistura. Este trabalho apresenta os resultados de um projeto de pesquisa multidisciplinar que investigou a distribuição dos fluxos de carbono orgânico no Estreito de Bransfield com a finalidade de avaliar sua influência na remoção de CO2 da atmosfera local. As distribuições de macro-nutrientes, micro-nutrientes e clorofila-a foram utilizadas para examinar possíveis fontes e vias de transferência. Os isótopos de Ra foram aplicados como traçadores de massas dágua, enquanto o 234Th foi utilizado como traçador do fluxo particulado no oceano, uma vez que o afundamento deste material é o principal mecanismo de seqüestro de carbono no Oceano Austral. As amostras foram coletadas no período de 9 a 14 de Dezembro de 2007, a bordo do Navio de Apoio Oceanográfico Ary Rongel, da Marinha do Brasil. / The Southern Ocean is the largest of several high-nutrient, low-chlorophyll (HNLC) regions in the worlds oceans. This region plays a major role in regulating the global net transfer of carbon dioxide between the ocean and the atmosphere, in part because the annual photosynthetic uptake of CO2 by phytoplankton and resulting export of particulate organic carbon (POC) to the deep ocean. The element thorium has multiple radioisotopes that have emerged collectively as a powerful set of tracers for particle associated processes in the oceans. Of all the Th isotopes, 234Th (half-life 24.1 d) has been the focus of increasing attention and application in the past years. The production of 234Th from 238U, coupled with the conservative behavior of 238U in seawater, makes the source of 234Th easy to characterize. Moreover, the half-life of 234Th is sufficiently short to make it sensitive to the short-term (e.g. seasonal) changes that occur in the upper water column of the open ocean or in sediments or water column in coastal areas. Because of its very particle reactive behavior, 234Th is removed from a parcel of water in only two ways, through decay and through particle flux. Therefore, a steady-state 1D activity balance can be used to calculate its flux. Natural Ra isotopes have been also widely used in marine studies to trace water masses and to quantify mixing processes. This work presents results of a collaborative research on organic carbon fluxes distribution in the Bransfield Strait in order to evaluate its influence in the CO2 drawdown. Macro-nutrients, micro-nutrients and chlorophyll-a distributions were used to examine the pathway sources. Natural radium isotopes were applied as tracers to study the movement of shelf water, while 234Th was used as a tracer of particle flux in the upper ocean, since POC export via sinking particles is the primary mechanism of carbon sequestration in the Southern Ocean. Sea water samples for total 234Th and natural Ra isotopes were collected from 9 to 14 December 2007 on the RV Ary Rongel (Brazilian Navy). Analyses of total 234Th activities were performed by gross beta counting using a gas-flow low background proportional counter. The longlived Ra isotopes were determined by low-background high efficiency gamma spectrometry.

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.

O fosfogesso (FG), um subproduto da indústria de fosfato, é classificado como Material Radioativo de Ocorrência Natural Tecnologicamente Aumentado (TENORM) ou como um resíduo NORM. Ele é obtido durante o ataque da rocha fosfática com ácido sulfúrico para a produção de ácido fosfórico. O FG apresenta em sua composição radionuclídeos das séries de decaimento natural do U e Th: principalmente 226Ra, 228Ra, 232Th, 210Pb e 210Po. Os produtores brasileiros estocam o FG em pilhas secas, o que representa riscos para o meio ambiente. Sendo assim, estudos foram realizados para avaliar meios de sua reutilização. Uma possível solução para este problema é o emprego do FG na agricultura como um condicionador do solo. A entidade reguladora brasileira (CNEN) estabeleceu limites de isenção para o uso de FG na agricultura ou na indústria cimenteira: a concentração de atividade de 226Ra e 228Ra deve ser inferior a 1 Bq g-1. No entanto, para a sua aplicação segura, ainda é necessário assegurar que os radionuclídeos presentes no PG não estarão disponíveis para o ambiente. Este estudo tem como objetivo verificar a disponibilidade de 238U e 232Th em amostras de solos com FG através de percolação com água, por meio do cálculo da fração disponível. Esta fração foi obtida pela relação entre a concentração dos radionuclídeos no lixiviado (pelo emprego de um procedimento radioquímico adaptado, publicado pela Agência Internacional de Energia Atômica - IAEA) sobre a concentração total das amostras (obtida por Análise por Ativação com Nêutrons Instrumental e espectrometria gama). Os resultados demonstraram que a fração disponível dos radionuclídeos foi em todos os casos inferior a 0,2%. Isto indica que a utilização de fosfogesso como insumo agrícola não contribui para o aumento da disponibilidade de 238U e 232Th na água de lixiviação. / Phosphogypsum (PG), a byproduct of the phosphate industry, is classified as Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Material (TENORM) or as a NORM waste. It is obtained during the attack of the phosphate rock with sulphuric acid for the production of phosphoric acid. PG presents in its composition radionuclides of the natural U and Th decay series: mainly 226Ra, 228Ra, 232Th, 210Pb and 210Po. The Brazilian producers stock the PG in dry stacks, posing risks to the surrounding environment. Therefore, several studies were undertaken to evaluate viable ways of its reuse. One possible solution to this problem is to reuse PG in agriculture as a soil conditioner. The Brazilian regulatory body (CNEN) established exemption limits for the use of PG in agriculture or cement industry: the 226Ra and 228Ra activity concentration should be below 1.0 Bq g-1. However, for its safe application, it is still necessary to ensure that the radionuclides present in the PG will not be available to the environment. This study aims to determine the availability of 238U and 232Th in samples of soils amended with PG through percolation with water, by calculating the available fraction. This fraction was obtained by the ratio of the concentration of the radionuclides in the leachate (by a radiochemical procedure based on a publication from International Atomic Energy Agency - IAEA) over the total concentration in the samples (by Instrumental Neutron Activation Analysis and gamma spectrometry). The results demonstrated that the available fraction of the radionuclides were in all cases lower than 0.2%. This indicates that the use of phosphogypsum as agricultural input does not contribute to increase the availability of 238U and 232Th to the leaching water.

Neste trabalho, propõe-se um estudo para verificação do impacto da redução na concentração de urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1, nas análises neutrônica e termo-hidráulica. Ao se desenvolver o referido trabalho, reproduziu-se estudo conduzido anteriormente pelo IPEN-CNEN/SP, simulando a queima de elementos combustíveis, cujas placas laterais apresentam densidade de urânio reduzida para 50, 60 e 70% em relação às demais placas do elemento combustível. Tal estudo inicia-se com a análise neutrônica, cujo primeiro passo é o cálculo das seções de choque dos materiais presentes no núcleo a partir de suas concentrações iniciais, com a utilização do código computacional HAMMER; o segundo passo é o cálculo dos fluxos de nêutrons dos grupos rápido e térmico e das densidades de potência nos elementos combustíveis estudados em modelagem do núcleo feita no código computacional CITATION, que utiliza os dados gerados pelo HAMMER. Terminada a análise neutrônica e definidos os elementos combustíveis mais críticos com maior densidade de potência, executa-se a análise termo-hidráulica, que utiliza o modelo termo-hidráulico MCTR-IEA-R1, o qual é baseado no pacote comercial EES. A densidade de potência gerada pelo CITATION é utilizada como dado de entrada da análise termo-hidráulica nas equações de balanço de energia do modelo para o cálculo das temperaturas nos pontos de interesse. Neste trabalho, é feita a comparação da operação do reator com três diferentes densidades de urânio nas placas laterais. Concluiu-se que a redução da densidade de urânio contribui para que a temperatura da superfície do revestimento não ultrapasse o limite estabelecido como condição de operação do reator; não há impacto significativo na queima final dos elementos combustíveis, nem na reatividade do reator IEA-R1. A redução de urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1 mostrou ser uma opção viável para evitar problemas de corrosão devido a altas temperaturas. / This master thesis presents a study to verify the impact of the uranium concentration reduction in the side plates of the reactor IEA-R1 fuel elements on the neutronic and thermal-hydraulic analyses. To develop such study, a previous IPEN-CNEN/SP research was reproduced by simulating the fuel elements burn-up, with side plate uranium density reduced to 50, 60 and 70% of the standard fuel element plates. This research begins with the neutronic analysis using the computer code HAMMER and the first step consists in the calculation of the cross section of all materials presented at the reactor core, with their initial concentration; the second step consists in the calculation of the fast and thermal neutron group fluxes and power densities for fuel elements using the computer code CITATION. HAMMER output data is used as input data. Once the neutronic analysis is finished and the most critical fuel elements with highest power density have been defined, the thermal-hydraulics analysis begins. This analysis uses MCTR-IEA-R1 thermal-hydraulics model, which equations are solved by commercial code EES. Thermal-hydraulics analysis input is the power density data calculated by CITATION: it is considered the highest power density on each fuel element, where there is a higher energy release and, consequently, higher temperatures. This data is used on energy balance equations to calculate temperatures on critical fuel element regions. Reactor operation comparison for three different uranium densities on fuel side plates is presented. Uranium density reduction contributes to the cladding surface temperature to remain below the established limit, as reactor operation safety requirement and it does not affect significantly fuel element final burn-up nor reactor reactivity. The reduction of uranium in the side plates of the fuel elements of the IEA-R1 showed to be a viable option to avoid corrosion problems due to high temperatures.

Este trabalho teve como objetivo contribuir para o conhecimento sobre a gênese da Jazida de Urânio Cachoeira (Lagoa Real, BA), caracterizando piroxênios (com ênfase nos associados à mineralização uranífera e que hospedam inclusões fluidas) e suas inclusões associadas. Em função das análises realizadas, foram descritos, de maneira geral, os passos que devem ser seguidos para obtenção e nterpretação de dados, em inclusões fluidas (IF), na linha D09B XRF Fluorescência de Raios-X do Laboratório Nacional de Luz síncrotron (LNLS), Campinas, SP. As análises dos piroxênios revelaram augita, diopsídio e aegirina-augita, havendo também termos intermediários, por exemplo entre augita e diopsídio. Os piroxênios apresentaram inclusões fluidas bifásicas e trifásicas (que podiam apresentar fase sólida birrefringente), sendo algumas possivelmente primárias. Os piroxênios apresentaram, também, inclusões sólidas. A análise de algumas inclusões sólidas revelou tratarem-se de albita, que provavelmente é anterior ao piroxênio hospedeiro. Os resultados obtidos indicaram que os piroxênios estudados estão associados a uma importante fase de metassomatismo cálcico. Tais piroxênios não estariam totalmente associados à precipitação do minério uranífero. No estudo petrográfico das amostras chamou a atenção, a identificação de duas gerações de plagioclásios, uma fortemente alterada e outra menos alterada. A luz síncrotron, utilizada para estudo de IF, é uma poderosa ferramenta de análise. Foi constatado que cuidados na preparação da amostra, como a seleção de IF superficiais, são muito importantes para se obter um bom dado. Devido principalmente a fatores experimentais, somente o vanádio foi detectado em maior quantidade na área que continha as IF (no piroxênio), em relação à área branca, nos estudos com luz síncrotron. A ocorrência de tal elemento é de difícil interpretação. Estudos futuros, envolvendo as inclusões fluidas e sólidas do piroxênio, e de outros minerais, serão importantes para compreender a Jazida Cachoeira. A pesquisa de U em IF, mediante uso da luz síncrotron, será também de grande importância. / This work had as objective to contribute for the knowledge about the genesis of the Cachoeira uranium deposit (Lagoa Real Uranium Province, Bahia State, Brazil), characterizing pyroxenes (with emphasis in those associated with the uranium mineralization and those hosting inclusions) of the deposit and their associated inclusions. In function of the accomplished analyses, steps that should be followed to obtain and interpret data from fluid inclusions (FI), in the D09B XRF X-Ray Fluorescence Beam Line of the National Synchrotron Light Laboratory, Campinas, Brazil, have been described. The analyzed pyroxenes are augites, diopsides and aegirine-augites, and intermediate terms, for example between augite and diopside, were detected. They presented two and three phases fluid inclusions being some, possible, primary ones. The three phases FI could present a birefringent solid phase. The pyroxenes presented, also, solid inclusions. The analysis of some solid inclusions revealed that they were albites. These albites are, probably, previous to the pyroxene host mineral. The obtained results indicated that the studied pyroxenes are associated to an important phase of calcic metasomatism. These pyroxenes are not totally associated to the precipitation of the uranium. In the petrographic study of the samples, two types of plagioclase were identified, one very altered and other less altered. Synchrotron light is a powerful tool for analyze FI. It was verified that care in the preparation of the sample, such as the selection of near-surface FI, are very important to obtain reliable data. In the studies with synchrotron light only the vanadium was detected in larger amount in the area that contained FI (in pyroxene), in relation to the control area, due, mainly, to experimental factors. The presence of this element its not easy to interpret. Additional studies, on solid and fluid inclusion in pyroxene, and in other minerals, will be important to understand the Cachoeira uranium deposit. The research of U in FI, using synchrotron light, will be of great importance as well.