Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T12:03:00Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T12:03:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / De acordo com a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), a avaliação de impacto radiológico ambiental resultante da liberação de radionuclídeos para o meio ambiente, devido à operação normal de instalações nucleares, para propósito de proteção do público, é feita considerando o conceito de grupo crítico. Contudo, em 2006, a International Commission on Radiological Protection (ICRP), para o mesmo propósito, propôs a adoção do conceito de indivíduo representativo. Uma vez que, em algum momento, o Brasil possa adotar esse novo conceito, no presente trabalho são avaliadas as alterações, em termos de procedimentos de cálculo e dos consequentes resultados, decorrentes da aplicação da metodologia de indivíduo representativo em comparação com a metodologia de grupo crítico atualmente utilizada para o controle regulatório das instalações nucleares brasileiras. Como referência, utilizou-se as potenciais liberações de radionuclídeos previstas para a operação normal da Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio (USEXA), localizada no Centro Experimental Aramar (CEA). De forma específica, os objetivos são: efetuar a avaliação de impacto radiológico ambiental para o CEA, utilizando as duas metodologias recomendadas (determinística e probabilística) para o indivíduo representativo, conforme descritas pela ICRP (2006); efetuar a comparação dos resultados obtidos com essas metodologias com os obtidos com a metodologia utilizada para o grupo crítico; e efetuar uma análise crítica da necessidade e da disponibilidade de dados para a aplicação dessas metodologias, bem como das suas consequências para o controle operacional do CEA. Com base nos resultados obtidos, destaca-se que a utilização da metodologia de cálculo de grupo crítico continua sendo uma maneira simples e eficiente para a avaliação de impacto radiológico ambiental, quando comparada à utilização da metodologia de indivíduo representativo, o que torna o estabelecimento de programas de monitoramento e, consequentemente, o controle radiológico ambiental, mais simples e objetivos. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

A primeira mineração de urânio do Brasil está localizada nas dependências da Unidade de Tratamento de Minérios das Indústrias Nucleares do Brasil. Atualmente, essa área mineradora encontra-se em fase de descomissionamento e a drenagem ácida de mina constitui o principal passivo ambiental, devido ao volume de efluentes radioativos gerados, os quais após tratamento são lançados na represa das Antas (RA). Os resultados indicaram que amostras do efluente in natura e tratado apresentaram maiores concentrações de espécies químicas, sendo consideradas agudamente tóxicas para os dafinídeos, indicando que que o sistema de tratamento realizado pela mineradora foi impróprio e ineficiente. Valores de dureza extremamente elevados indicaram efeito protetor para os dafinídeos, quando maiores concentrações de metais tais como F-, U, Mn e Al foram registradas. O metal Mn apresentou potencial de causar toxicidade para C. silvestrii, CE50 (5,93 mg L-1). Para U, mudanças no pH nos ensaios de D.magna, estiveram associadas a alterações nas concentrações das espécies potencialmente tóxicas UO22+ e UO2OH+. A espécie nativa C. silvestrii mostrou ser muito mais sensível a U, quando comparada a D. magna, de acordo com a CE50 (0,07 e 0,56 mg L-1, respectivamente). / The first uranium mining in Brazil is located on the Ore Treatment Unit of Nuclear Industries of Brazil. Currently, this mining area is in process of decommissioning and the acid mine drainage is the main environmental liability due to the volume of radioactive effluents produced, which after treatment are discharged into the Antas reservoir (AR). The results indicated that samples of the in natura and treated effluent presented higher concentrations of chemical species, being considered acutely toxic to the daphnids, indicating that the treatment carried out by the mining company (UTM/INB) was improper and inefficient. Extremely high hardness values indicated protective effect for the daphnids, when higher concentrations of metals such as F-, U, Mn and Al were recorded. The Mn metal presented potential toxicity for C. silvestrii, EC50 (5.93 mg L-1). For U, changes in pH in the D.magna assays were associated with changes in concentrations of the toxic potentially species UO22+ and UO2OH+. The native species C. silvestrii showed to be much more sensitive to U, than D. magna, according to EC50 (0.07 and 0.56 mg L-1, respectively).

Within the presented thesis there were collected data of effluents of 14C chemical forms from ventilation stacks of the Unit 1, the Unit 2 and the Auxiliary Building of the Temelin NPP for the period from 2001 to 2006. These data are compared to power of both reactors and concentration of ammonium ions in coolant of the primary circuit of the Unit 1 and Unit 2.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / 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. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-22T11:28:11Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-22T11:28:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O rejeito radioativo como qualquer outro tipo de resíduo, precisa receber tratamento adequado. É necessário considerar suas características físico-químicas e radiológicas para a escolha da ação apropriada para o tratamento e a deposição final do rejeito. Muitas técnicas de tratamento utilizadas hoje são economicamente dispendiosas, inviabilizando muitas vezes o seu uso e impulsionando o estudo de outras técnicas de tratamento. Uma dessas técnicas é a biossorção, que demonstra alto potencial quando aplicada a rejeitos radioativos. Essa técnica utiliza materiais de origem biológica para a remoção de metais. Dos potenciais biossorventes encontrados, as macrófitas aquáticas apresentam-se vantajosas e possibilitam a remoção do urânio presente no rejeito radioativo líquido a baixo custo. O objetivo deste estudo foi avaliar a capacidade de biossorção das macrófitas aquáticas Pistia stratiotes, Limnobium laevigatum, Lemna sp e Azolla sp no tratamento dos rejeitos radioativos líquidos. Este trabalho foi dividido em duas etapas, uma de caracterização e preparação e outra de ensaios de biossorção, realizados com soluções de urânio e com rejeito real. As biomassas foram testadas na sua forma bruta e os ensaios de biossorção foram realizados em frascos de polipropileno contendo 10 mL de solução de urânio ou 10 mL de rejeito radioativo e 0,20 g de biomassa. O comportamento das biomassas foi avaliado por meio da cinética de sorção e modelos de isotermas. As maiores capacidades de sorção foram observadas com as macrófitas Lemna sp com 162,1 mg/g e para a Azolla sp com 161,8 mg/g. Os tempos de equilíbrio obtidos foram de 1 hora para a Lemna sp, e de 30 minutos para a Azolla sp. Com o rejeito real, a macrófita Azolla sp apresentou uma capacidade de sorção de 2,6 mg/g. Estes resultados sugerem que a Azolla sp possui maior capacidade de biossorção, sendo a mais indicada para estudos mais detalhados de tratamento de rejeitos radioativos líquidos. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2017-05-25T13:07:01Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-05-25T13:07:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Durante a exploração de uma mina, vários impactos são causados no meio ambiente, entre eles a geração da drenagem ácida de minas (DAM), que consiste da exposição de minerais sulfetados ao ar, água e microorganismos do tipo ferroxidantes, apresentando reações de oxidação e formação de ácido sulfúrico solubilizando metais ali presentes contaminando o solo e as águas. O objetivo deste trabalho de pesquisa foi estudar uma solução tecnológica fazendo uso da oxidação avançada com ozônio de metais pesados presentes em efluentes contaminados, em mina de urânio, com especial foco na remoção do manganês. A mina de urânio das Indústrias Nucleares do Brasil INB, em Caldas, Minas Gerais, local de aplicação deste estudo, enfrenta o problema da DAM e tem como principais contaminantes de suas águas superficiais os elementos, alumínio (Al), manganês (Mn), zinco (Zn), ferro (Fe), sulfatos (SO4+2), fluoretos (F-), metais de terras raras, alem do urânio (U) e do tório (Th). Os testes com ozônio realizados em laboratório com os efluentes da INB e in situ, mostraram uma grande eficiência para remoção do ferro, manganês e cério em até 99%. A concentração total de manganês ficou abaixo dos limites estabelecidos pela resolução 430 e 357 do CONAMA. Elementos como neodímio (Nd), lantânio (La) e zinco (Zn) pouco se oxidam com O3. O Al se mantém praticamente inalterado, enquanto que o tório e o urânio decaem, mas com o passar do tempo de ozonização voltam a se concentrar, porém com um valor inferior ao inicial. O precipitado obtido após a ozonização consiste de até 85% de oxido de manganês. A fim de descartar, após a ozonização, o efluente líquido para o ambiente é necessário uma correção do pH, de modo a atender os parâmetros da legislação CONAMA, sendo utilizado 50 a 86% menos reagente (CaOH2), do que as quantidades utilizadas no processo adotado pela INB. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-10-09T14:21:34Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-10-09T14:21:34Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Durante a exploração de uma mina, vários impactos são causados no meio ambiente, entre eles a geração da drenagem ácida de minas (DAM), que consiste da exposição de minerais sulfetados ao ar, água e microorganismos do tipo ferroxidantes, apresentando reações de oxidação e formação de ácido sulfúrico solubilizando metais ali presentes contaminando o solo e as águas. O objetivo deste trabalho de pesquisa foi estudar uma solução tecnológica fazendo uso da oxidação avançada com ozônio de metais pesados presentes em efluentes contaminados, em mina de urânio, com especial foco na remoção do manganês. A mina de urânio das Indústrias Nucleares do Brasil INB, em Caldas, Minas Gerais, local de aplicação deste estudo, enfrenta o problema da DAM e tem como principais contaminantes de suas águas superficiais os elementos, alumínio (Al), manganês (Mn), zinco (Zn), ferro (Fe), sulfatos (SO4+2), fluoretos (F-), metais de terras raras, alem do urânio (U) e do tório (Th). Os testes com ozônio realizados em laboratório com os efluentes da INB e in situ, mostraram uma grande eficiência para remoção do ferro, manganês e cério em até 99%. A concentração total de manganês ficou abaixo dos limites estabelecidos pela resolução 430 e 357 do CONAMA. Elementos como neodímio (Nd), lantânio (La) e zinco (Zn) pouco se oxidam com O3. O Al se mantém praticamente inalterado, enquanto que o tório e o urânio decaem, mas com o passar do tempo de ozonização voltam a se concentrar, porém com um valor inferior ao inicial. O precipitado obtido após a ozonização consiste de até 85% de oxido de manganês. A fim de descartar, após a ozonização, o efluente líquido para o ambiente é necessário uma correção do pH, de modo a atender os parâmetros da legislação CONAMA, sendo utilizado 50 a 86% menos reagente (CaOH2), do que as quantidades utilizadas no processo adotado pela INB. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP