A energia que sustenta a atividade humana é, hoje, predominantemente elétrica, sendo produzida em sua maior parte por fontes fósseis poluentes, emissoras de gás carbônico. Na busca de soluções para essa problemática, fontes alternativas limpas e sustentáveis têm sido estudadas e já inseridas em diversos países, inclusive no Brasil. Nossa principal fonte, a hidrelétrica, apesar de não poluente corre, hoje, o risco do esgotamento em decorrência de grandes demandas e das mudanças climáticas. Dentre outras fontes brasileiras ainda não intensamente exploradas situam-se a biomassa, eólica, solar e nuclear; a energia nuclear pode ser uma interessante opção pois, além de limpa, oferece as vantagens da disponibilidade de combustível (urânio e tório) e o conhecimento da tecnologia aplicada nas usinas de Angra 1 e 2 e futuramente em Angra 3. A energia nuclear das gerações III+ e IV traz uma proposta bastante promissora em termos de segurança e economia, os reatores inovadores, que estão sendo desenvolvidos em muitos institutos de pesquisa de vários países, entre eles, o Brasil. O presente trabalho considera essa opção e estuda a viabilidade de implementação do reator inovador SMART no Brasil; esse reator foi desenvolvido pelo KAERI; é modular do tipo PWR, apresenta potência de 100 MWe; atende uma demanda de 100.000 habitantes, possui sistema passivo de segurança e configuração integral. O trabalho fundamenta-se em projeções de demanda energética a médio e longo prazo com ênfase na eletricidade. A viabilidade econômica do projeto foi avaliada por meio das técnicas Taxa Interna de Retorno; Valor Presente Líquido; Payback Descontado e Valor do Pagamento Periódico; foram selecionadas e estudadas três tarifas e três formas de captação de recursos; foi também calculado o custo unitário por MWh do reator SMART e comparado ao de uma hidrelétrica de igual potência. Os resultados demostraram que o projeto é viável em quatro situações distintas e o custo unitário resultou 39% inferior ao da hidrelétrica. / The energy that sustains the human activity is, nowadays, predominantly electric, being the most part produced by fossil sources polluting, carbon dioxide emitters. In the search for solutions to this problem, clean and sustainable alternative sources have been studied and already inserted in several countries, including Brazil. Our main source, hydroelectric, although not polluting, has the risk of depletion today, due to big demands and climate change. Among other Brazilian sources identified as viable alternatives and not yet intensely explored are biomass, wind, solar and nuclear; the nuclear power can be an interesting option as, besides being clean, it offers the advantages of fuel availability (uranium and thorium) and the knowledge of the technology applied in Angra 1 and 2 plants and in future in Angra 3. The nuclear energy of the III + and IV generations brings a very promising proposal in terms of safety and economy, which are the innovative reactors that are being developed in research institutes of several countries, including Brazil. The present work considers this option and studies the feasibility of implementing the innovative reactor SMART in Brazil. This reactor was developed by KAERI; it is a modular PWR type; has a power of 100 MWe; meet a demand of 100,000 inhabitants; features passive safety system and integral configuration. The work is based on projections of energy demand in the medium and long-term with emphasis on electricity. The economic viability of the project was evaluated through the Internal Rate of Return techniques; Net Present Value; Discounted Payback and Periodic Payment Amount; three rates and three forms of fundraising were selected and studied; the unit cost per MWh of the SMART reactor was also calculated and compared to a hydroelectric plant of equal power. The results showed that the project is viable in four different situations and the unit cost was 39% lower than the hydroelectric one.

Em instalações nucleares o controle do material nuclear é uma das atividades da maior importância. A Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e a Agencia Internacional de Energia Atomica (AIEA) quando de suas inspeções rotineiras tem os dados fornecidos como um fator de segurança. Ter um sistema de controle de material nuclear que permita a qualquer momento reportar a quantidade e a localização dos diversos itens a serem inspecionados é um fator de primordial importância nos dias de hoje. Neste trabalho objetivou-se aprimorar um sistema já existente utilizando para seu desenvolvimento uma plataforma mais amigável através da linguagem de programação VisualBasic (Microsoft Corporation) para facilitar a equipe de operação do Reator IEA-R1 o fornecimento de dados que possibilitem o melhor controle dos materiais nucleares do Reator IEA-R1. Esses dados tem permitido o desenvolvimento de trabalhos a serem apresentados em congressos nacionais ou internacionais bem como em dissertações de mestrado ou teses de doutorado. O programa foi desenvolvido para atender as exigências das normas de salvaguarda da CNEN e da AIEA, mas suas funções podem ser ampliadas conforme as necessidades futuras. Este sistema poderá ser utilizado em outros reatores que por ventura sejam contruidos no pais, pois é bem pratico e sua utilização permite um um controle efetivo sobre o material nuclear da instalação. / In nuclear facilities, the nuclear material control is one of the most important activities. The National Commission of Nuclear Energy (CNEN) and the International Atomic Energy Agency (IAEA), when inspecting routinely, regards the data provided as a major safety factor. Having a control system of nuclear material that allows the amount and location of the various items to be inspected, at any time, is a key factor today. The objective of this work was to enhance the existing system using a more friendly platform of development, through the VisualBasic programming language (Microsoft Corporation), to facilitate the operation team of the reactor IEA-R1 Reactor tasks, providing data that enable a better and prompter control of the IEAR1 nuclear material. These data have allowed the development of papers presented at national and international conferences and the development of master´s dissertations and doctorate theses. The software object of this study was designed to meet the requirements of the CNEN and the IAEA safeguard rules, but its functions may be expanded in accordance with future needs. The program developed can be used in other reactors to be built in the country, since it is very practical and allows an effective control of the nuclear material in the facilities.

O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço. / The IPEN / CNEN-SP have a Nuclear Research Reactor-NRR named IEA-R1, in operation from 1957. It is an open swimming pool reactor using light water as shielding, moderator and as cooling, the volume of this pool is 273m3.Until 1995 the reactor operated daily at a power of 2,0 MW. From June of that year, after a few safety modifications the reactor began operating in continuous way from Monday to Wednesday without shutdown totalizing 64 hours per week and the power was increased to 4,5MW also. Because of these changes, continuous operation and increased power, workers´ doses would tend to increase. In the past several studies were conducted seeking ways to reduce the workers´ doses. A study was made on the possibility to introduce a shielding at the top of the reactor core with a hot water layer. Studies have shown that a major limitation for operating a reactor at high power comes from the gamma radiation emitted by the sodium-24. Other elements such as magnesium-27, aluminum-28, Argon-51, contribute considerably to the water activity of the pool. The introduction of a hot water layer on the swimming pool would form a layer of surface, stable and free of radioactive elements with a 1.5m to 2m thickness creates a shielding to radiation from radioactive elements dissolved in water. Optimization studies proved that the installation of the hot layer was not necessary for the regime and the current power reactor operation, because other procedures adopted were more effective. From this decision the Radiological Protection Reactor Team, set up a dose assessment program to ensure them remained in low values based on principles established in national and international standards. The purpose of this paper is to analyze the individual doses of OEI (Occupationally Exposed Individual), which will be checked increasing doses resulting from recent changes in reactor operation regime and suggested viable safety and protection options, in the first instance to reducing the doses in question aimed at the goal of reaching acceptable doses belonging to the reference level of 3 mSv/y taken by the reactor facility.

Submitted by Ana Paula Lisboa Monteiro (monteiro@univates.br) on 2011-03-04T20:32:11Z No. of bitstreams: 1 GustavoReisdorfer.pdf: 3159765 bytes, checksum: 58e92753f52fcd48dd50c2b86d15cff5 (MD5) / Made available in DSpace on 2011-03-04T20:32:11Z (GMT). No. of bitstreams: 1 GustavoReisdorfer.pdf: 3159765 bytes, checksum: 58e92753f52fcd48dd50c2b86d15cff5 (MD5) / A disposição dos resíduos sólidos em aterros sanitários não pode ser considerada o ponto final do tratamento, pois a água, oriunda da degradação dos resíduos e das chuvas, percola, dando o origem ao lixiviado ou chorume. O chorume é um líquido escuro e turvo, de odor desagradável, e apresenta em sua composição altos teores de compostos orgânicos e inorgânicos, nas suas formas dissolvida e coloidal, liberados no processo de decomposição do lixo. A melhor maneira de determinar a forma ideal para tratamento dos lixiviados de aterros sanitários é investigar as características de cada aterro. O tratamento por lodos ativados apresenta-se como um maneira versátil e eficiente, com elevada remoção de carga orgânica e nutrientes. Neste contexto, este estudo buscou avaliar o tratamento de chorume em um reator sequencial em batelada (RSB), em escala piloto, no sentido de verificar as melhores condições operacionais para uma maior eficiência de remoção. O experimento foi montado no Aterro Sanitário de Lajeado. Foram testados dois tipos de lodos. O RSB possuía volume total de 200 litros, volume de útil de 180 litros e volume de trabalho de 120 litros. Na primeira etapa (RA) o lodo foi formado e aclimatado no próprio reator durante 21 dias. Na segunda etapa (RB) o lodo era oriundo de uma indústria de proteína de soja. Os tempos de aeração para as duas etapas foram de 4h, 10h, 15h e 20h, com tempo de decantação de 4 horas para todos os ciclos. Para Demanda Química de Oxigênio (DQO), na etapa RA apresentou remoção média de 18,1%, atingindo picos de 42,7% com 20 h de aeração. Na etapa RB, a remoção média de DQO ficou em 20,3%, porém com 20 horas de aeração atingiu 65% de remoção. Em relação ao Nitrogênio Total Kjeldahl (NTK), a remoção média ficou acima dos 90% na maioria dos ciclos de RA e em RB a remoção não passou de 33,9%. Quanto a remoção de Carbono Orgânico Total (COT), em RA a remoção média ficou em 34,5%, com picos de 49,2% com 10 horas de aeração, e em RB a remoção média é de 10,8%, com pico de 20,6 com 20 horas de aeração. O RSB apresentou-se como uma grande iniciativa para futuros trabalhos, no sentido de desenvolver estratégias e procedimentos de operação para uma efetiva remoção de carga orgânica e nutrientes dos lixiviados produzidos na decomposição dos resíduos sólidos depositados no aterro. O RSB mostrou alta eficiência de remoção de nitrogênio operando com lodo produzido no próprio reator. Concluindo, o RSB apresentou-se como uma boa alternativa para o tratamento de lixiviados de aterros sanitários, porém, pelos dados apresentados neste experimento, devem ser estudadas formas de operação que favoreçam a remoção conjunta de matéria orgânica e nutrientes dos lixiviados.

Made available in DSpace on 2014-06-12T17:39:27Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo7689_1.pdf: 9577764 bytes, checksum: 30effa1242c4e59d1ffaf9cf2d234fec (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2011 / Financiadora de Estudos e Projetos / Neste trabalho se avaliou a aplicação de reatores híbridos na remoção simultânea de carbono e nitrogênio de esgotos domésticos. Foram utilizados dois conjuntos de reatores formados por reator anaeróbio (UASB + Filtro anaeróbio) e reator aeróbio (Lodos ativados + Biofiltro aerado submerso). O tempo de detenção hidráulico (TDH) dos reatores anaeróbios foi fixado em 8 horas enquanto um reator aeróbio operou com TDH de 8 horas (conjunto 1) e outro com TDH de 4 horas (conjunto 2). O experimento foi divido em quatro fases, com as seguintes taxas de recirculação 0.0 (fase 1), 0.5 (fase 2), 1 (fase 3) e 2 (fase 4). Com relação à eficiência de remoção de DQO bruta, na fase 1, sem recirculação, os valores obtidos foram de 90% e 85%, para o conjunto 1 e conjunto 2, respectivamente. Na fase 2 as eficiências dos conjuntos 1 e 2 caíram para 84% e 80%, respectivamente. Na fase 3 a eficiência do conjunto 1 caiu para 78% e a do conjunto 2 para 72%. Na fase 4 houve uma melhora na eficiência do conjunto 1 com aumento da eficiência para 84% enquanto que o conjunto 2 continuou na redução da eficiência, que caiu para 62%. Com relação ao nitrogênio, na fase 1 ocorreu o processo de nitrificação (valores médios) e em muitas ocasiões houve a nitrificação total da amônia em AE1 e AE2. Nas fases 2 e 3, com a recirculação de 0.5 e 1.0, respectivamente, foi observada desnitrificação nos reatores anaeróbios sem que houvesse necessidade de aplicação de fonte externa de carbono e, por conseqüência, houve remoção de amônia do efluente. Entretanto, na fase 4 do experimento, recirculação de 2.0, o processo de nitrificação não ocorreu o que inviabilizou a remoção da amônia em ambos os conjuntos, provavelmente pela alta velocidade ascensional nos reatores. Também foi avaliada a remoção de ovos de helmintos nos reatores e, para esse parâmetro, as fases 1 e 2, apresentaram efluentes com de 1 ovo por litro em ambos os conjuntos. Para as fases subseqüentes houve um aumento considerável, mais que 1 viável ovo por litro, em ambos os conjuntos, ficando fora dos padrões adotados pela WHO para o reúso de efluentes. Assim, para remoção de nitrogênio as fases 2 e 3 do conjunto 1 e a fase 2 do conjunto 2 mostram-se como uma alternativa que poderia ser aplicada quando a destinação final do efluente fosse um corpo hídrico. Se o destino final do efluente for o reuso na agricultura, a fase 1 se é uma excelente alternativa, pois a baixa concentração de ovos de helmintos aliado com nitrito e nitrato, que são melhores assimilados pelas plantas do que a amônia, favorecem a utilização do efluente em diversas culturas, milho como exemplo. Para as demais fases (fase 4 de ambos os conjuntos e fase 3 do conjunto 2) são necessários mais estudos para melhorar a qualidade do efluente

Após os acidentes nucleares ocorridos no mundo, critérios e requisitos extremamente rígidos para a operação das instalações nucleares foram determinados pelos órgãos internacionais que regulam essas instalações. A partir da ocorrência destes eventos, as operadoras de plantas nucleares necessitam simular alguns acidentes e transientes, por meio de programas computacionais específicos, para obter a licença de operação de uma planta nuclear. Com base neste cenário, algumas ferramentas computacionais sofisticadas têm sido utilizadas como o Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), que é o código mais utilizado para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos em reatores nucleares no Brasil e no mundo. Uma das maiores dificuldades na simulação usando o código RELAP5 é a quantidade de informações geométricas da planta necessárias para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos. Para a preparação de seus dados de entrada é necessário um grande número de operações matemáticas para calcular a geometria dos componentes. Assim, a fim de realizar estes cálculos e preparar dados de entrada para o RELAP5, um pré-processador matemático amigável foi desenvolvido, neste trabalho. O Visual Basic for Applications (VBA), combinado com o Microsoft Excel, foi utilizado e demonstrou ser um instrumento eficiente para executar uma série de tarefas no desenvolvimento desse pré-processador. A fim de atender as necessidades dos usuários do RELAP5, foi desenvolvido o Programa de Cálculo do RELAP5 PCRELAP5 onde foram codificados todos os componentes que constituem o código, neste caso, todos os cartões de entrada inclusive os opcionais de cada um deles foram programados. Adicionalmente, uma versão em inglês foi criada para PCRELAP5. Também um design amigável do PCRELAP5 foi desenvolvido com a finalidade de minimizar o tempo de preparação dos dados de entrada e diminuir os erros cometidos pelos usuários do código RELAP5. Nesse trabalho, a versão final desse pré-processador foi aplicada com sucesso para o Sistema de Injeção de Emergência (SIE) da usina Angra 2. / Nuclear accidents in the world led to the establishment of rigorous criteria and requirements for nuclear power plant operations by the international regulatory bodies. By using specific computer programs, simulations of various accidents and transients likely to occur at any nuclear power plant are required for certifying and licensing a nuclear power plant. Based on this scenario, some sophisticated computational tools have been used such as the Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), which is the most widely used code for the thermo-hydraulic analysis of accidents and transients in nuclear reactors in Brazil and worldwide. A major difficulty in the simulation by using RELAP5 code is the amount of information required for the simulation of thermal-hydraulic accidents or transients. The preparation of the input data requires a great number of mathematical operations to calculate the geometry of the components. Thus, for those calculations performance and preparation of RELAP5 input data, a friendly mathematical preprocessor was designed. The Visual Basic for Application (VBA) for Microsoft Excel demonstrated to be an effective tool to perform a number of tasks in the development of the program. In order to meet the needs of RELAP5 users, the RELAP5 Calculation Program (Programa de Cálculo do RELAP5 PCRELAP5) was designed. The components of the code were codified; all entry cards including the optional cards of each one have been programmed. In addition, an English version for PCRELAP5 was provided. Furthermore, a friendly design was developed in order to minimize the time of preparation of input data and errors committed by users. In this work, the final version of this preprocessor was successfully applied for Safety Injection System (SIS) of Angra 2.

Em instalações nucleares o controle do material nuclear é uma das atividades da maior importância. A Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e a Agencia Internacional de Energia Atomica (AIEA) quando de suas inspeções rotineiras tem os dados fornecidos como um fator de segurança. Ter um sistema de controle de material nuclear que permita a qualquer momento reportar a quantidade e a localização dos diversos itens a serem inspecionados é um fator de primordial importância nos dias de hoje. Neste trabalho objetivou-se aprimorar um sistema já existente utilizando para seu desenvolvimento uma plataforma mais amigável através da linguagem de programação VisualBasic (Microsoft Corporation) para facilitar a equipe de operação do Reator IEA-R1 o fornecimento de dados que possibilitem o melhor controle dos materiais nucleares do Reator IEA-R1. Esses dados tem permitido o desenvolvimento de trabalhos a serem apresentados em congressos nacionais ou internacionais bem como em dissertações de mestrado ou teses de doutorado. O programa foi desenvolvido para atender as exigências das normas de salvaguarda da CNEN e da AIEA, mas suas funções podem ser ampliadas conforme as necessidades futuras. Este sistema poderá ser utilizado em outros reatores que por ventura sejam contruidos no pais, pois é bem pratico e sua utilização permite um um controle efetivo sobre o material nuclear da instalação. / In nuclear facilities, the nuclear material control is one of the most important activities. The National Commission of Nuclear Energy (CNEN) and the International Atomic Energy Agency (IAEA), when inspecting routinely, regards the data provided as a major safety factor. Having a control system of nuclear material that allows the amount and location of the various items to be inspected, at any time, is a key factor today. The objective of this work was to enhance the existing system using a more friendly platform of development, through the VisualBasic programming language (Microsoft Corporation), to facilitate the operation team of the reactor IEA-R1 Reactor tasks, providing data that enable a better and prompter control of the IEAR1 nuclear material. These data have allowed the development of papers presented at national and international conferences and the development of master´s dissertations and doctorate theses. The software object of this study was designed to meet the requirements of the CNEN and the IAEA safeguard rules, but its functions may be expanded in accordance with future needs. The program developed can be used in other reactors to be built in the country, since it is very practical and allows an effective control of the nuclear material in the facilities.

O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço. / The IPEN / CNEN-SP have a Nuclear Research Reactor-NRR named IEA-R1, in operation from 1957. It is an open swimming pool reactor using light water as shielding, moderator and as cooling, the volume of this pool is 273m3.Until 1995 the reactor operated daily at a power of 2,0 MW. From June of that year, after a few safety modifications the reactor began operating in continuous way from Monday to Wednesday without shutdown totalizing 64 hours per week and the power was increased to 4,5MW also. Because of these changes, continuous operation and increased power, workers´ doses would tend to increase. In the past several studies were conducted seeking ways to reduce the workers´ doses. A study was made on the possibility to introduce a shielding at the top of the reactor core with a hot water layer. Studies have shown that a major limitation for operating a reactor at high power comes from the gamma radiation emitted by the sodium-24. Other elements such as magnesium-27, aluminum-28, Argon-51, contribute considerably to the water activity of the pool. The introduction of a hot water layer on the swimming pool would form a layer of surface, stable and free of radioactive elements with a 1.5m to 2m thickness creates a shielding to radiation from radioactive elements dissolved in water. Optimization studies proved that the installation of the hot layer was not necessary for the regime and the current power reactor operation, because other procedures adopted were more effective. From this decision the Radiological Protection Reactor Team, set up a dose assessment program to ensure them remained in low values based on principles established in national and international standards. The purpose of this paper is to analyze the individual doses of OEI (Occupationally Exposed Individual), which will be checked increasing doses resulting from recent changes in reactor operation regime and suggested viable safety and protection options, in the first instance to reducing the doses in question aimed at the goal of reaching acceptable doses belonging to the reference level of 3 mSv/y taken by the reactor facility.

Orientador: Tsunao Matsumoto / Resumo: A aplicação do Reator de Biofilme Aerado em Membrana (MABR) no tratamento de esgotos apresenta como desafio o controle da espessura ótima do biofilme uma vez que elevadas espessuras impedem a transferência de oxigênio e de substratos paras as camadas que compõem o biofilme, findando no decaimento do desempenho do MABR. O objetivo central deste trabalho foi analisar o efeito da velocidade de recirculação sobre a eficiência de remoção de nutrientes e carbono orgânico, em um MABR operado em batelada sequencial com esgoto doméstico bruto. Com um volume de 20 L, o MABR continha um módulo de membranas com 0,08 m2m-3 de área específica, operando com ciclo de batelada de 12 horas. Foram monitorados os seguintes parâmetros: pH, temperatura, oxigênio dissolvido, nitrogênio amoniacal, nitrogênio total, nitrato, nitrito, DQO, fósforo e SSV. A taxa de remoção de amônia alcançada foi de até 75,17% e 62,5% na remoção de Nitrogênio Total para a velocidade de 11 cm/s. Nesta pesquisa houve pouca remoção do fósforo. Na remoção de carbono orgânico foram alcançadas eficiências em torno de 80% nas velocidades de recirculação de 6,3 e 11 cm/s. Assim, a melhor velocidade de recirculação para operação do MABR nas condições apresentadas neste trabalho, seria uma velocidade intermediária a 6,3 e 11 cm/s, na qual ocorreriam tanto a nitrificação e desnitrificação, pela permanência da camada anóxica, e a oxidação pelas heterótrofas. / Mestre

Submitted by Automação e Estatística (sst@bczm.ufrn.br) on 2018-07-02T20:02:10Z No. of bitstreams: 1 MaxwellGomesDaSilva_DISSERT.pdf: 2040576 bytes, checksum: 92e600553ab8a34d481e26d00e1282a2 (MD5) / Approved for entry into archive by Arlan Eloi Leite Silva (eloihistoriador@yahoo.com.br) on 2018-07-04T15:19:35Z (GMT) No. of bitstreams: 1 MaxwellGomesDaSilva_DISSERT.pdf: 2040576 bytes, checksum: 92e600553ab8a34d481e26d00e1282a2 (MD5) / Made available in DSpace on 2018-07-04T15:19:35Z (GMT). No. of bitstreams: 1 MaxwellGomesDaSilva_DISSERT.pdf: 2040576 bytes, checksum: 92e600553ab8a34d481e26d00e1282a2 (MD5) Previous issue date: 2018-03-09 / Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior (CAPES) / Reatores de borbulhamento são amplamente empregados em reações heterogêneas do tipo gás-líquido e gás-sólido-líquido em diferentes condições operacionais. Este tipo de reator vem sendo largamente utilizado na indústria química, bioquímica e petroquímica em diferentes tipos de processos como cloração, oxidação e remoção de CO2. Uma aplicação mais recente dos reatores de borbulhamento é a produção de biodiesel. Neste processo, vapor superaquecido de álcool é borbulhado em um meio líquido contendo o substrato reacional. O álcool, após ser transferido para a fase líquida, reage com o material lipídico para formar ésteres monoalquílicos (biodiesel) a partir da reação de esterificação e transesterificação, de acordo com a quantidade de triglicerídeos e ácidos graxos livres presentes na matéria-prima. Neste trabalho, uma unidade experimental de um reator de borbulhamento foi desenvolvida para a realização de experimentos de esterificação de ácido oleico em meio ácido utilizando vapor superaquecido de etanol. O reator foi operado em regime de semibatelada, onde os efeitos da vazão volumétrica de etanol, temperatura do meio reacional e utilização de um distribuidor gás foram avaliados com base na conversão do ácido oleico. Os resultados obtidos mostraram que todas as variáveis analisadas apresentam efeito significativo na performance do processo, onde conversões de 98% foram alcançadas para temperaturas reacionais de 130°C e vazão de 3,65 mL/min em aproximadamente 50 minutos de reação. A utilização do distribuidor de gás para geração das bolhas de vapor superaquecido de etanol fez com que a taxa média de conversão do processo fosse aumentada em até 38 % em relação aos experimentos realizados sem o distribuidor. Um modelo matemático fenomenológico foi desenvolvido e implementado em MATLAB® para descrever e analisar o processo. Os dados experimentais de conversão obtidos foram utilizados na estimação dos parâmetros cinéticos e de transferência de massa, bem como na validação do modelo proposto. O ajuste do modelo aos dados experimentais apresentou um coeficiente de determinação R² de 0,987, além de exibir grande capacidade preditiva, sendo utilizado para simulação e análise do processo. / Bubble reactors are widely used to carry out gas-liquid and gas-liquid-solid reactions at different operating conditions. This type of reactor is often used in chemical, biochemical and petrochemical industry for conducting processes like chlorination, oxidation and CO2 removal. A more recent application of bubble reactors is biodiesel production. In this process, superheated alcohol vapor is bubbled through a liquid medium containing the reactional substrate. The alcohol, after being transferred to the liquid phase, reacts with the lipid feedstock to form mono alkyl esters (biodiesel) through esterification and transesterification, according to the amount of free fatty acids and triglycerides in the lipid feedstock. A bubble reactor experimental apparatus was developed and used to conduct oleic acid esterification experiments by using superheated ethanol vapor. The reactor was operated in the semi-batch mode, where the effects of ethanol volumetric flow rate, reaction temperature and usage of gas sparger were evaluated based on free fatty acid conversion. The results showed that all variables evaluated presented strong effect on bubble reactor performance, where 98% conversion was achieved at reaction temperature of 130°C and volumetric flowrate of 3.65 mL/min in approximately 50 minutes of reaction. The usage of the gas sparger to generate superheated ethanol bubbles increased the average conversion velocity in about 38% compared to the experiments performed without gas sparger. A phenomenological mathematical model was developed and implemented in MATLAB® to describe and analyze de process. The experimental data ware used to estimate the kinetic and mass transfer parameters, as well as in model validation. The model fitted the experimental data with a coefficient of determination R² of 0,987, besides showing great predictive capability, which was used to simulate and analyze the process.