Foram realizadas medidas de espalhamento para o sistema 7Be + 9Be em ECM = 13 MeV (Elab = 23,1 MeV). A experiência foi realizada utilizando o acelerador Pelletron do Instituto de Física da Universidade de São Paulo em conjunto com o sistema RIBRAS (Radioactive Ion Beams in Brasil). As seções de choque 9Be(7Be,7Be)9Be e de transferência elástica 9Be(7Be,9Be)7Be foram obtidas e utilizadas na construção da distribuição angular completa, na região angular entre 15° até 160°. Cálculos com modelo óptico foram realizados utilizando diversos potenciais encontrados na literatura. Devido à energia do primeiro estado excitado do 7Be (Ex = 0,429 MeV) ser menor que a resolução energética do experimento, a seção de choque elástica não pode ser separada experimentalmente da inelástica, porém, através de cálculos de canais acoplados foi comprovado que o espalhamento inelástico não tem influência considerável na distribuição angular elástica. Por fim, através de cálculos de DWBA para a transferência elástica, foram obtidos fatores espectroscópicos de dois nêutrons no 9Be . Os resultados indicam que os potenciais de espalhamento e do estado ligado têm grande influência no canal de transferência elástica. / 7Be + 9Be scattering measurements were performed at ECM = 13 MeV (Elab = 23.1 MeV). The experiment was carried out in the 8UD Pelletron accelerator of the Institute of Physics of the University of São Paulo with the RIBRAS (Radioactive Ion Beams in Brasil) system. The elastic 9Be(7Be,7Be)9Be and elastic transfer 9Be(7Be,9Be)7Be cross sections were obtained and used to construct the complete angular distribution, in the angular range from 15°$ to 160°. Optical model calculations were performed using several optical potentials from the literature. Due to the first low lying excited state of 7Be (Ex = 0.429 MeV) the elastic cross section cannot be experimentally separated of the inelastic part. However, coupled channel calculations show that the contribution of the inelastic scattering has no major influence on the elastic angular distribution. Finally, the DWBA calculations for elastic transfer provide the two neutrons spectroscopic factors in 9Be. The results indicate that the transfer channel is sensitive to the bound state and optical potentials used in the analysis.

Nenhuma / Os procedimentos médicos de diagnóstico e tratamento que utilizam radiofármacos geram rejeitos radioativos que, após decaírem até o limite de eliminação, podem ser destinados pelas vias convencionais de coleta e disposição final de Resíduos Sólidos Urbanos RSU. O objetivo da pesquisa foi detectar radiometricamente a presença de rejeitos radioativos nos resíduos de serviços de saúde destinados à disposição final. Ressalta-se que o limite legal de eliminação para rejeitos sólidos estabelecido pela Comissão Nacional de Energia Nuclear CNEN é de 7,5 x 104 Bq/kg (2 Ci/kg). As medições foram feitas no conteúdo de 25 caminhões da coleta especial de Resíduos de Serviços de Saúde (RSS), no aterro sanitário de Belo Horizonte, utilizando-se um cintilômetro de iodeto de sódio. Em 60% dos casos foram encontrados valores acima do limite estabelecido. A análise espectral de 6 amostras revelou a presença do radionuclídeo tecnécio-99m (99mTc), em 5 delas, e de eodo-131 (131I), em um caso. Estes elementos, tecnécio-99m (99mTc) e iodo-131 (131I), são os mais utilizados em procedimentos de Medicina Nuclear. Conclui-se que está havendo liberação de rejeito radioativo com os de Resíduos de Serviços de Saúde (RSS), devido a inobservância do tempo de decaimento até obtenção dos níveis legalmente permitidos para liberação. / The medical procedures of diagnosis and treatment that use radiopharmaceuticals generate radioactive wastes that can, after reaching the release limit, follow the conventional ways of collection and disposal of the urban solid wastes. This research aims to detect radiometrically the presence of radioactive wastes in the health-care wastes at the final disposal. It is pointed out that the legal limit for the release of solid wastes established by Brazilian National Commission of Nuclear Energy (CNEN) is 7,5x104 Bq/kg (2 Ci/kg). Measurements in the material of the garbage trucks that make the special collect from Health Service installations are performed, at Belo Horizonte sanitary landfill, using a NaI scintillation counter. Values above the established limit were found in 60% of the cases. The spectral analysis of 6 samples showed the presence of 99mTc in 5 of them and 131I in one. These radionuclides are the most common radionuclides used in Nuclear Medicine. In conclusion there are radioactive wastes released together with the health service wastes, due to the disregard of the decay time until the legal limit is achieved.

Foram realizadas medidas de espalhamento para o sistema 7Be + 9Be em ECM = 13 MeV (Elab = 23,1 MeV). A experiência foi realizada utilizando o acelerador Pelletron do Instituto de Física da Universidade de São Paulo em conjunto com o sistema RIBRAS (Radioactive Ion Beams in Brasil). As seções de choque 9Be(7Be,7Be)9Be e de transferência elástica 9Be(7Be,9Be)7Be foram obtidas e utilizadas na construção da distribuição angular completa, na região angular entre 15° até 160°. Cálculos com modelo óptico foram realizados utilizando diversos potenciais encontrados na literatura. Devido à energia do primeiro estado excitado do 7Be (Ex = 0,429 MeV) ser menor que a resolução energética do experimento, a seção de choque elástica não pode ser separada experimentalmente da inelástica, porém, através de cálculos de canais acoplados foi comprovado que o espalhamento inelástico não tem influência considerável na distribuição angular elástica. Por fim, através de cálculos de DWBA para a transferência elástica, foram obtidos fatores espectroscópicos de dois nêutrons no 9Be . Os resultados indicam que os potenciais de espalhamento e do estado ligado têm grande influência no canal de transferência elástica. / 7Be + 9Be scattering measurements were performed at ECM = 13 MeV (Elab = 23.1 MeV). The experiment was carried out in the 8UD Pelletron accelerator of the Institute of Physics of the University of São Paulo with the RIBRAS (Radioactive Ion Beams in Brasil) system. The elastic 9Be(7Be,7Be)9Be and elastic transfer 9Be(7Be,9Be)7Be cross sections were obtained and used to construct the complete angular distribution, in the angular range from 15°$ to 160°. Optical model calculations were performed using several optical potentials from the literature. Due to the first low lying excited state of 7Be (Ex = 0.429 MeV) the elastic cross section cannot be experimentally separated of the inelastic part. However, coupled channel calculations show that the contribution of the inelastic scattering has no major influence on the elastic angular distribution. Finally, the DWBA calculations for elastic transfer provide the two neutrons spectroscopic factors in 9Be. The results indicate that the transfer channel is sensitive to the bound state and optical potentials used in the analysis.

Técnicas radioquímicas de separação têm sido comumente utilizadas para a caracterização de rejeitos radioativos. No entanto, a determinação de radionuclídeos emissores alfa, beta e gama por análise radioquímica, em amostras de filtro cartucho utilizado no processo de retratamento da água de um reator do tipo piscina, não foi abordada anteriormente na literatura. Este trabalho tem como objetivo estabelecer um método de solubilização para os filtros, identificar e quantificar os radionuclídeos presentes nestes rejeitos, sendo eles os Radionuclídeos Chaves (RC) (60Co, 108mAg, 110mAg) e principalmente os Radionuclídeos de Difícil Medição (RDM) (63Ni, 90Sr, 234U, 235U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 241Pu, 241Am, 242Cm e 243+244Cm), para posterior aplicação do método de Fator de Escala (FE) no trabalho rotineiro de caracterização de rejeitos radioativos. A distribuição dos radionuclídeos no filtro cartucho foi investigada pela determinação dos radionuclídeos emissores gama e os resultados obtidos foram utilizados para calcular o escore-Z. Os resultados indicaram que todos os filtros podem ser considerados homogêneos, atendendo aos critérios de homogeneidade recomendados pela Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA), e com isso foi possível definir a quantidade de amostras representativas a serem analisadas. Foram determinados, a partir de dados analíticos, a correlação existente entre os RDMs e RCs selecionados e foram obtidos FEs para todos os RDMs, com exceção do 241Pu. / Separation radiochemical techniques have been commonly used for the characterization of radioactive waste. However, the determination of alpha, beta and gamma emitting radionuclides by radiochemical analysis in cartridge filter samples used in the water re-treatment process of a pool-type reactor was not previously discussed in the literature. This work aims to establish a method of solubilization for the filters, to identify and quantify the radionuclides present in these wastes, being the Key Nuclides (KN) (60Co, 108mAg, 110mAg) and especially the Difficult To Measure radionuclides (DTM) (63Ni , 90Sr, 234U, 235U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 241Pu, 241Am, 242Cm and 243+244Cm), for later application of the Scaling Factors (SF) method in routine radioactive waste characterization work. The distribution of the radionuclides in the cartridge filter was investigated by determination of gamma-emitting radionuclides and the results obtained were used to calculate the Z-score. The results indicated that all the filters can be considered homogeneous, according to the criteria of homogeneity recommended by the International Atomic Energy Agency (IAEA), and with this it was possible to define the quantity of representative samples to be analyzed. From the analytical data, the correlation between the DTMs and the selected KNs was determined and the SFs were obtained for all the DTMs, except for the 241Pu.

O projeto, operação e descomissionamento de uma unidade de tratamento e armazenamento de rejeitos requerem que sejam observados os requisitos regulatórios referentes à garantia da qualidade nuclear, conforme o Regulamento CNENNN1.16 \"Garantia da Qualidade para a Segurança de Usinas Nucleoelétricas e Outras Instalações\", da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Entretanto, embora a aplicação do regulamento seja obrigatória, o documento da CNEN apresenta requisitos para qualquer tipo de instalação nuclear, sendo por isso genérico e pouco detalhado em relação às ações necessárias para garantir que os requisitos mais específicos de uma unidade de tratamento e armazenamento de rejeitos sejam observados. Além disso, não existem comercialmente ferramentas informatizadas já prontas para utilização, mas somente programas para gestão de qualidade que requerem uma adaptação através da inclusão de conjuntos de dados específicos do programa de controle da qualidade de uma instalação de gestão de rejeitos, ou então o desenvolvimento de uma ferramenta personalizada. Desta forma, o objetivo deste trabalho é buscar informações que permitam o desenvolvimento de bases para um sistema informatizado de garantia da qualidade que esteja em conformidade com o regulamento da CNEN NN-1.16, e que possa vir a englobar os procedimentos específicos para uma instalação de tratamento e gestão de rejeitos radioativos. / The design, operation and decommissioning of a radioactive waste treatment and storage unit requires the compliance with the regulatory requirements for nuclear quality assurance, in accordance with the CNEN-NN.1.16 - \"Quality Assurance for the Safety of Nuclear Power Plants and Other Installations\", of the National Nuclear Energy Commission (CNEN). However, although the regulation is mandatory, the CNEN document presents requirements for any type of nuclear facility, therefore it is generic and not detailed in relation to the actions necessary to ensure that the more specific requirements of a radioactive waste treatment and storage unit are met. In addition, there are no commercially available ready-to-use computer tools, but only quality management programs that require adaptation through the inclusion of specific data sets from the quality control program of a radioactive waste management facility, or the development of a customized tool. Therefore, the objective of this work is to gather information that allows the development of bases for a computerized quality assurance system that is in compliance with the CNEN NN-1.16 regulation, and which may include the specific procedures for an facility of treatment and management of radioactive waste.

Nesse trabalho medimos e analisamos distribuições angulares do espalhamento elástico para os isótopos 7Be, 9Be e 10Be em alvo de 12C. A distribuição do 7Be foi medida a uma energia de 18.8 MeV, em dois laboratórios, com o sistema TWINSOL, na Universidade de Notre dame, e com o sistema RIBRAS, na Universidade de São Paulo, onde foi completada a distribuição angular. As distribuições para o 9Be e 10Be foram medidas completamente no sistema RIBRAS, em energias de 26.0 e 23.2 MeV, respectivamente. Cada uma dessas distribuições angulares foi analisada considerando no modelo ótico e também o formalismo dos canais acoplados. Testamos múltiplos potenciais óticos em cada distribui9ção, com a finalidade de descrever a seção de choque elástica de cada sistema. Para os sistemas que envolvem núcleos fracamente ligados (7Be, 9Be e 8B) foram feitos cálculos com acoplamento do contínuo (CDCC), enquanto que para o núcleo 10Be, que é fortemente ligado, acoplamos os dois primeiros estados ligados. Também, a partir da análise de cada uma das distribuições elásticas, foi possível obter a seção total de reação, que foi comparada sistematicamente com outros núcleos leves espalhados em carbono. Dessa análise foi possível concluir que o canal do break up Coulombiano, nesses sistemas leves, não é fortemente influente na seção de choque total de reação, o que implica que a interação entre alvo e projétil é dominada pelo potencial nuclear. / In the present work, we measured elastic scattering angular distributions for teh isotopes 7Be, 9Be and 10Be on 12C target. The angular distribution of 7Be at 18.8 MeV, was measured in two laboratories, with the TWINSOL system, in Notre Dame University, and the RIBRAS system, in São Paulo University, where the angular distribution was completed. The angular distribution for 9Be and 10Be isotopes measured completely in the RIBRAS system at 26.0 and 23.2 MeV, respectively. All angular distribution were analized considering optical model and coupled channel formalism. We tested multiple optical potentials on each distribution to describe the elastic cross section for these systems. For the weakly bound projectiles (7Be, 9Be and 8B)calculations with continous coupling (CDCC) were performed, while for the 10Be nucleus, which is tghtly bound nucleus, we coupled the first two bound states. We also performed a systematic analysis of the total reaction cross section obtained from elastic scattering distribution of several light particles on 12C. From this analysis, we concluded that the Coulomb break up channel, in these light systems, does not have a strong influence on the total reaction cross section, what implies that the projetile-target interaction is dominated by the nuclear potential.

A espectroscopia de núcleos leves como ANTPOT. 6,7 Li e outros no contínuo é ainda um campo relativamente pouco explorado, e a possibilidade de se produzir esses núcleos a partir de canais de entrada envolvendo núcleos exóticos é relativamente recente. Em particular, o estudo do ANTPOT. 7 Li em energias de excitação em torno do limiar ANTPOT. 6 He+p é interessante pois corresponde a uma região próxima ao estado fundamental do exótico análogo isobárico ANTPO. 7 He. Neste trabalho, apresentamos resultados de um estudo do espalhamento ressonante ANTPOT. 6 He+p utilizando feixe de ANTPOT. 6 He. As medidas da função de excitação ANTPOT. 6 He+p foram realizadas no sistema RIBRAS (\"Radioactive Ion Beams in Brasil\") do Instituto de Física da Universidade de São Paulo. O feixe secundário foi produzido mediante a reação primária ANTPOT. 9 Be(ANTPOT. 7 Li, ANTPOT. 6 He). Fez-se pela primeira vez, uso do conjunto de dois solenóides do sistema RIBRAS para purificar o feixe secundário de ANTPOT. 6 He, que incide em um alvo sólido de CH IND. 2, grosso o bastante para parar o feixe incidente de ANTPOT. 6 He. Assim, somente as partículas leves de recuo foram detectados, as quais levam a informação do sistema composto ANTPOT. 7 Li. Dessa forma foram analisados os espectros obtidos das reações p(ANTPOT. 6 He,p) e p(ANTPOT. 6 He,). Além disso realizamos um estudo da reação ANTPOT. 3 He(ANTPOT. 7 Be, )ANTPOT. 6 Be. A experiência foi realizada no CRIB-RIKEN fazendo uso de um feixe puro de ANTPOT. 7 Be e um alvo gasoso de ANTPOT. 3 He. O feixe de ANTPOT. 7 Be tem uma energia de laboratório de E IND. lab= 53.4 MeV e foi produzido pela reação primária de ANTPOT. 7 Li(p, n)ANTPOT. 7 Be usando um alvo criogênico H IND. 2. Existem na literatura estados excitados identificados nos núcleos ANTPOT. 6 Li e ANTPOT. 6 He, mas apenas poucos estados no ANTPOT 6 Be. Além do interesse na estrutura nuclear, a importância destes estados no ANTPOT. 6 Be próximos ao limiar de ANTPOT. 3 He ANTPOT. 3 He a 11.48MeV está principalmente na astrofísica. A possível existência de ressonâncias perto deste limiar poderia trazer fortes implicações na queima próton-próton em estrelas. / The spectroscopy in the continuum of light nuclei such as 6,7 Li and others still remains a relatively unexplored field, and the ability to produce these nuclei from entrance channels involving exotic nuclei is relatively recent. In particular, the study of 7Li at excitation energies around the 6He+p threshold is interesting since it corresponds to a region near to the ground state of the exotic analog isobaric 7He. In this work we present the results of the study of the resonant scattering p+6He. The measurements of the excitation function of the system p+6He have been performed in the RIBRAS system (\"Radioactive Ion Beams in Brasil\") of the Institute of Physics of the University of São Paulo. The secondary beam has been produced by the primary reaction 9Be(7Li,6 He). For the first time, the two solenoids of the RIBRAS system have been used to purify the secondary 6He beam, which collides into a solid CH2, thick enough to stop the incident 6He beam. Only the light recoil particles have been detected, which provide information of the compound system 7Li. We analyzed the spectrum obtained from the p(6He,p) and p(6He,) reactions. In addition, we performed a study of the 3He(7Be, )6Be reaction. The experiment has been performed at the CRIB-RIKEN laboratory (Japan), using a pure 7Be beam and a 3He gas target. The 7Be beam had an energy of Elab = 53.4MeV and has been produced by the 7Li(p, n)7Be primary reaction, using a H2 cryogenic target. There are in the literature, excited states identified in the nuclei 6Li and 6He but only a few states in 6Be. Besides the interest in nuclear structure, the importance of these states at 6Be near the threshold of 3He3He at 11.48MeV lies mainly in astrophysics. The possible existence of resonances near this threshold could bring strong implications for proton-proton burning in stars.

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 carvão ativado é um tipo comum de rejeito radioativo que contém elevada concentração de produtos de ativação e fissão. O gerenciamento deste rejeito inclui a sua caracterização, visando à determinação e quantificação dos radionuclídeos específicos, incluindo aqueles conhecidos como Radionuclídeos de Difícil Medição (RDM). A análise dos RDMs geralmente envolve análises radioquímicas complexas para purificação e separação dos radionuclídeos, as quais são caras e demandam muito tempo. O objetivo deste trabalho foi definir uma metodologia de análise sequencial de isótopos de urânio, netúnio, plutônio, amerício e cúrio, presentes em um tipo de rejeito radioativo, avaliando-se rendimento químico, tempo de análise, quantidade de rejeito secundário gerado e custo. Foram comparadas e validadas três metodologias que empregam a troca iônica (TI + EC), extração cromatográfica (EC) e extração com polímeros (ECP). O rejeito estudado foi o carvão ativado, proveniente do sistema de purificação de água do circuito primário de refrigeração do reator IEA-R1. As amostras de carvão foram dissolvidas por digestão ácida, seguida de purificação e separação dos isótopos com resinas de troca iônica, extração cromatográfica e extração com polímeros. Os isótopos foram analisados em um espectrômetro alfa, equipado com detectores de barreira de superfície. O rendimento químico de todos os elementos foi satisfatório para os métodos TI + EC e EC. Para o método ECP, apenas o rendimento químico do U foi comparável aos outros métodos. As análises estatísticas dos resultados bem como a análise de custo e volume de rejeito secundário gerado demonstraram que o método EC é o mais adequado para a identificação e quantificação dos isótopos estudados em carvão ativado. / Activated charcoal is a common type of radioactive waste that contains high concentrations of fission and activation products. The management of this waste includes its characterization aiming the determination and quantification of the specific radionuclides including those known as Difficult-to-Measure Radionuclides (RDM). The analysis of the RDM\'s generally involves complex radiochemical analysis for purification and separation of the radionuclides, which are expensive and time-consuming. The objective of this work was to define a methodology for sequential analysis of the isotopes of uranium, neptunium, plutonium, americium and curium present in a type of radioactive waste, evaluating chemical yield, analysis of time spent, amount of secondary waste generated and cost. Three methodologies were compared and validated that employ ion exchange (TI + EC), extraction chromatography (EC) and extraction with polymers (ECP). The waste chosen was the activated charcoal from the purification system of primary circuit water cooling the reactor IEA-R1. The charcoal samples were dissolved by acid digestion followed by purification and separation of isotopes with ion exchange resins, extraction and chromatographic extraction polymers. Isotopes were analyzed on an alpha spectrometer, equipped with surface barrier detectors. The chemical yields were satisfactory for the methods TI + EC and EC. ECP method was comparable with those methods only for uranium. Statistical analysis as well the analysis of time spent, amount of secondary waste generated and cost revealed that EC method is the most effective for identifying and quantifying U, Np, Pu, Am and Cm present in charcoal.

Entre os parâmetros da USLE (Universal Soil Loss Equation), método mais utilizado na estimativa das perdas de solo por erosão hídrica, a erodibilidade do solo, representada pelo fator K e definida como a taxa de solo perdida por unidade de índice de erosividade, em parcela unitária considerada como padrão (Wischmeier et al., 1971), é o único intrínseco ao solo. Nessas condições padrão o valor encontrado é considerado como o real valor de K. Pelas dificuldades experimentais para obtenção do valor de K para todos os solos, esse fator é geralmente estimado por equações matemáticas empíricas com base em atributos físicos, químicos e mineralógicos do solo. O presente trabalho trata da avaliação de oito métodos de estimativa do fator K da USLE, tomando-se por base estimativas das taxas de erosão avaliadas pelo método do 137Cs. Foram utilizadas oito parcelas padrão de avaliação de perdas de solo e seis transeções demarcadas no campo, em diferentes solos. Nas parcelas padrão, as taxas de erosão medidas diretamente foram comparadas com as estimadas pelo método do 137Cs e os resultados indicaram uma boa concordância. Os valores de K, estimados pelos diferentes modelos, para o solo da parcela, foram comparados diretamente com o valor medido e mostram que os métodos propostos por Wischmeier et al. (1971) e Denardin (1990) desenvolvido para solos do Brasil, são os que mais se aproximam do valor medido. Os mesmos valores de K foram também avaliados por meio da comparação entre as taxas de erosão estimadas pela USLE e pelo método do 137Cs, tendo sido obtidos resultados semelhantes aos da avaliação direta. Essa última forma de avaliação dos métodos de estimativa do fator K foi aplicada também em seis transeções demarcadas em diferentes solos. Devido às grandes limitações associadas aos dois métodos, os resultados mostram uma grande discrepância entre as taxas de erosão estimadas pela USLE e pelo 137Cs o que inviabilizou a comparação proposta dos modelos. / Among the Universal Soil Loss Equation (USLE) parameters, the soil erodibility factor (K), defined as the rate of soil loss per unit of area and per unit of erosivity index for a specific soil as measured on unit plot (Wischmeier & Smith, 1978), is the only soil intrinsic factor. The K values determined on standard unit plots are considered as the real K values. However, K factor can be also estimated by empirical models based on physical, chemical and mineralogical soil attributes. Eight of such empirical methods for K factor estimation were evaluated by comparing the rates of soil loss calculated by USLE and 137Cs fallout redistribution analysis. This procedure was applied both in eight standard erosion plots and six field transects on different soils. In the standard erosion plots the measured soil erosion rates were compared with the rates estimated by the 137Cs method and the results indicate a good relationship. The K values estimated by the different models for the specific soil of the standard plots were compared with the measured K value. The results obtained by the models proposed by Wischmeier et al. (1971) and Denardin (1990) for Brazilian soils were more close to the measured K value. The same K values were also evaluated by comparing the soil erosion rates estimated by USLE and 137Cs methods and the results are in agreement with the direct comparison. This procedure was also applied for the evaluation of K estimation models on the field transects. Due to the limitations associated to both models, the soil erosion rates estimated by USLE and 137Cs methods were very discrepant which did not allow the comparison of K estimation methods when applied for the soils of the transects.