Submitted by Eduarda Figueiredo (eduarda.ffigueiredo@ufpe.br) on 2015-03-10T17:27:31Z No. of bitstreams: 2 dissertaçao_Lídia Dely.pdf: 2420398 bytes, checksum: c977656ddb8582e7c5e2fd508cd71fa2 (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) / Made available in DSpace on 2015-03-10T17:27:31Z (GMT). No. of bitstreams: 2 dissertaçao_Lídia Dely.pdf: 2420398 bytes, checksum: c977656ddb8582e7c5e2fd508cd71fa2 (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Previous issue date: 2012-05-11 / CNPq, FINEP e FAPERN / A demanda de potássio para fins agrícolas é crescente no Brasil, sendo o país deficitário para suprir as demandas internas. Rochas ricas em potássio vêm sendo utilizadas como fertilizantes como alternativa tecnológica para a agricultura, a qual objetiva reverter o uso desmedido de produtos químicos e reduzir dependência do setor por esses produtos. Isto eleva a fertilidade do solo sem comprometer o equilíbrio do meio ambiente, trazendo uma alternativa para a valoração do rejeito. Assim, o trabalho teve como objetivo utilizar o rejeito da mineração de vermiculita da União Brasileira de Mineração - UBM, em Santa Luzia-PB, com a finalidade de verificar o seu potencial para a agricultura, caracterizado do ponto de vista físico-químico por meio de estudo da liberação do potássio. Ensaios de caracterização envolveram análise de tamanho por peneiramento, determinação da composição mineralógica por difratômetro de raios-X (DRX), determinação da composição química por fluorescência de raios-X (FRX). A lixívia resultante do ensaio de liberação foi submetida a espectrofotometria de chama para determinação dos teores de potássio em solução. Os estudos de cinética de liberação foram realizados com partículas menores que 2 mm, com adição de ácidos orgânicos: cítrico e oxálico; na concentração de 10-2 mol/L. Após o estudo cinéticos as amostras foram analisadas por DRX. O trabalho cinético foi realizado em incubadora shaker com 300 rpm de agitação e variação de tempo variando de 1 a 240 h para melhor compreender a disponibilidade de potássio no solo. A amostra apresentou um teor de 3,46% K2O. Nos resultados de liberação de potássio, os valores encontrados foram semelhantes para ambos ácidos orgânicos, tendo o ácido oxálico apresentado uma extração ao final do tempo (1.321 h) de 208 mg/L de K, enquanto para o ácido cítrico a extração de potássio acumulada foi de 207 mg/L. Os estudos realizados com os ácidos cítrico e oxálico, mostraram que as velocidades de liberação foram praticamente equivalentes, com os coeficientes de velocidade (k) de 2,61.10-2 h-1/2 e 2,55.10-2 h-1/2, respectivamente. Em termos estatísticos para os dois ácidos, a equação linearizada representa mais de 99,0 % a partir dos ensaios experimentais. A quantidade de potássio liberada pelo rejeito de mineração de vermiculita poderia viabilizar seu uso como fertilizante alternativo de liberação lenta.

Made available in DSpace on 2018-08-01T23:58:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 tese_11420_Neemias.pdf: 3581343 bytes, checksum: 5b0bf3aeb3127cfd475c38f8659fd34e (MD5) Previous issue date: 2017-06-30 / As atividades de mineração no Brasil se iniciaram desde muito tempo, em épocas que remontam cerca de 300 anos atrás. Ainda hoje o país ocupa posição de destaque no setor, sendo o minério de ferro o carro chefe da atividade mineradora com produção bruta de 391 milhões de toneladas em 2016. Desse total, cerca de 65% representam o minério realmente contido no que é extraído. Portanto, o beneficiamento do minério de ferro resulta em alto volume de rejeitos que precisam ser dispostos. Apesar de existirem diversos métodos para depósitos de rejeitos, como o empilhamento a seco, as barragens ainda são as mais utilizadas. Para facilitar o transporte, são transportados hidraulicamente e lançados nos reservatórios. A água contida deve ser adequadamente drenada para evitar excesso de poropressão no maciço e, consequentemente, causar instabilidades. Conhecer as propriedades reológicas desses materiais é primordial para os estudos de estabilidade e propagação de onda de ruptura e projetos dos sistemas de bombeamento. No presente trabalho diversos experimentos foram conduzidos em um reômetro de tensão controlada (stress controlled) utilizando a geometria vane. O material estudado foi proveniente do rejeito após a ruptura da barragem de Fundão, em 2015, e coletado em pontos distintos para analisar a variação das propriedades geotécnicas e reológicas. Diferentes testes reológicos foram empregados: incrementos contínuos de taxa e tensão, fluência e ensaios oscilatórios. Palavras-chave: Barragens de rejeitos. Rejeito de Minério de Ferro. Tensão Limite de Escoamento. Materiais viscoelastoplásticos.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2013-10-24T17:58:13Z No. of bitstreams: 1 ELIZABETH EUGENIO DE MELLO OLIVEIRA D.pdf: 26576238 bytes, checksum: 1c82c12e4e39d3be05d78df50b7918fd (MD5) / Made available in DSpace on 2013-10-24T17:58:13Z (GMT). No. of bitstreams: 1 ELIZABETH EUGENIO DE MELLO OLIVEIRA D.pdf: 26576238 bytes, checksum: 1c82c12e4e39d3be05d78df50b7918fd (MD5) Previous issue date: 2013 / O comportamento físico-químico de duas membranas de nanofiltração foi avaliado através de testes estáticos, dinâmicos e de concentração para o tratamento de rejeito líquido radioativo (água carbonatada), produzido na reconversão do gás hexafluoreto de urânio a dióxido de urânio no ciclo do combustível nuclear. Este rejeito contém cerca de 7,0 mg L-1 de urânio e não pode ser eliminado para o meio ambiente sem um tratamento adequado. Nos testes estáticos amostras de membranas foram imersas no rejeito de 24 até 5000 h. As propriedades de transporte (permeabilidade hidráulica, fluxo permeado, rejeição aos íons sulfato e cloreto) foram avaliadas antes e após imersão no rejeito em sistema de permeação de escoamento frontal a 5 bar. A camada superficial (poliamida) foi caracterizada por potencial zeta, ângulo de contato, microscopia eletrônica de varredura por emissão de campo, microscopia de força atômica, espectroscopia de infravermelho, fluorescência de raios-x e análise termogravimétrica antes e após os testes estáticos. No teste dinâmico o rejeito foi permeado a 5 bar e as membranas apresentaram rejeição ao urânio acima de 85%. Testes de curta duração (24-72 h) mostraram que a camada seletiva e a carga superficial das membranas não apresentaram alterações químicas, segundo espectros de infravermelho. Entretanto, após 5000 h as membranas apresentaram desprendimento de uma camada superficial de PVA, poli(álcool vinílico). Após essa perda, as membranas apresentaram menor rejeição para o urânio. Os testes de permeação e concentração do rejeito foram realizados em sistema de permeação de escoamento tangencial a 15 bar. A rejeição a urânio foi ao redor de 90% para teste de permeação. Nos testes de concentração o permeado foi coletado continuamente até redução do volume de 80% do volume de alimentação. A rejeição de urânio foi de 97%. As membranas de nanofiltração testadas foram eficientes para concentrar o urânio do rejeito.

Submitted by Automa??o e Estat?stica (sst@bczm.ufrn.br) on 2018-03-20T17:21:11Z No. of bitstreams: 1 AlvaroCesarPontesGalvao_TESE.pdf: 6716777 bytes, checksum: df8fe317e5a0a57cfab2282907650b26 (MD5) / Approved for entry into archive by Arlan Eloi Leite Silva (eloihistoriador@yahoo.com.br) on 2018-03-22T12:13:19Z (GMT) No. of bitstreams: 1 AlvaroCesarPontesGalvao_TESE.pdf: 6716777 bytes, checksum: df8fe317e5a0a57cfab2282907650b26 (MD5) / Made available in DSpace on 2018-03-22T12:13:19Z (GMT). No. of bitstreams: 1 AlvaroCesarPontesGalvao_TESE.pdf: 6716777 bytes, checksum: df8fe317e5a0a57cfab2282907650b26 (MD5) Previous issue date: 2018-01-18 / Coordena??o de Aperfei?oamento de Pessoal de N?vel Superior (CAPES) / A utiliza??o de uma espuma de poliuretano proveniente de uma fonte renov?vel, como ? o caso da espuma poliuretano de mamona e adi??o de cargas rejeitos t?o abundantes no Nordeste (scheelita e gr?s porcelanato), representaria uma redu??o do consumo de espuma de origem exaur?vel. Sendo assim, verifica-se a necessidade de estudos relativos ao desempenho termof?sico/mec?nico de comp?sitos desta espuma com rejeitos do beneficiamento da scheelita e do polimento do gr?s porcelanato para fins de isola??o t?rmica. Esta pesquisa objetivou desenvolver comp?sitos de poliuretano de mamona (PURM) com cargas de rejeitos de porcelanato (PRP) e scheelita (PRS) que possam ser utilizados como isolantes t?rmicos alternativos, visando ? redu??o de custos e consumo de mat?ria-prima, al?m de contribuir com o desenvolvimento sustent?vel dessas ind?strias. No estudo utilizou-se micropart?culas PRS e PRP para o desenvolvimento e caracteriza??o de comp?sitos de PURM. Estes comp?sitos foram caracterizados termofisicamente a partir de ensaios de condutividade t?rmica, calor espec?fico, difusividade t?rmica e termogravimetria. Propriedades como massa espec?fica, resist?ncia ? compress?o e dureza tamb?m foram analisadas nos comp?sitos PURM+PRS e PURM+ PRP. As estruturas celulares destes comp?sitos de PURM foram analisadas pelas t?cnicas de MEV (Microscopia Eletr?nica de Varredura) com microan?lise qu?mica EDS (Espectroscopia por Energia Dispersiva de Raios X). Verificou-se que os melhores comp?sitos com propriedades isolantes foram PURM+5PRP125 e PURM+5PRP300-600 por possu?rem menor condutividade t?rmica. O mesmo ocorreu para os comp?sitos de PURM+5PRS, tamb?m para ambos os tamanhos de part?culas (125 ?m e entre 300 a 600 ?m). Entretanto, comparando a efici?ncia de isola??o t?rmica baseada nos menores valores de condutividade t?rmica e maior calor espec?fico, tem-se o comp?sito PURM+5PRP125 como o que apresentou um comportamento t?rmico mais pr?ximo ao do PURM-Puro e cuja isola??o t?rmica foi maior que a dos demais comp?sitos de PURM e tamb?m dos isolantes t?rmicos comerciais (l? de rocha, l? de vidro, EPS, etc.). / The use of a polyurethane foam from a renewable source, as the case of the foam from the castor oil and addition of waste (scheelite and porcelain stoneware) plentiful in the northeast region of Brazil, would represent a reduction of consume in limited source foam. Due to this, it is verified the necessity of studies concerning to the thermophysical/mechanical performance of this foam composites with both the scheelite processing and polishing porcelain stoneware wastes for thermal insulation purposes. This research aimed to develop composites of rigid polyurethane foam from ricin oil (PURM) with stoneware porcelain (PRP) and scheelite (PRS) waste which could be used as thermal insulation, aiming the reduction of costs and raw material consume; furthermore, to contribute with the sustainable development of these industries. In this study were used PRS and PRP microparticles for confection and characterization of PURM composites. These composites were thermophysical characterized with tests of thermal conductivity, specific heat, thermal diffusivity and thermogravimetry. Material properties such as density, compressive strength and hardness were also analyzed in the PURM+PRS and PURM+PRP composites. The cellular structures of these PURM composites were analyzed by MEV (Scanning Electron Microscopy) with chemical microanalysis EDS (Energy Dispersive X-Ray Spectroscopy). It was verified that the best composites with insulating properties were PURM+5PRP125 and PURM+5PRP300-600 because they had a lower thermal conductivity than other PURM composites. The same occurred for the PURM+5PRS composites, also for both particle sizes (125 ?m and between 300 and 600 ?m). However, comparing the thermal insulation efficiency based on the lower values of thermal conductivity and higher specific heat, the PURM+5PRP125 composite was the one which presented the closest thermal behavior value to PURM-Pure, likewise exhibited higher thermal insulation than the other PURM composites and the commercially available thermal insulators (rock wool, glass wool, EPS, and others).

A presente pesquisa faz uma avaliação da influenciado regime de fluxo na estabilidade de uma barragem construída pela disposição hidráulica de rejeitos. Usualmente, essas estruturas são avaliadas com modelos de equilíbrio limite adotando-se, de modo simplificado, uma superfície freática em um regime hidrostático. No entanto, em casos em que a condutividade hidráulica da fundação ou de camadas na base do aterro é relevante em relação à dos rejeitos, o fluxo se torna verticalizado e o gradiente significativo, portanto, a premissa de regime hidrostático se torna não válida. Com o objetivo de avaliar a influência desses fatores, foram realizadas análises numéricas, simulando condições de fluxo e seus reflexos nos fatores de segurança. Ademais, foi desenvolvida uma extensa análise de dados e cálculos no estudo de caso de uma barragem, com expectativa de ampliar a vida útil de uma Planta de beneficiamento de minério de ferro. Ao se incorporar a real distribuição de pressões neutras, medidas na barragem, concluiu-se que o seu Fator de Segurança era cerca de 20% maior do que o obtido em cálculos simplificados, que desconsideram o regime de fluxo descendente, admitido, por hipótese, na barragem em estudo. Alguns comentários quanto à segurança à liquefação foram feitos, exceto a liquefação dinâmica, que foge do escopo desse trabalho. / The present research evaluates the influence of the foundations permeability in the scheme of flow and in the stability of a dam built through the hydraulic tailings disposal. Usually, these structures are evaluated with models of equilibrium limit, considering, in a simplified way, a phreatic surface in a hydrostatic scheme. However, in cases in which the foundations hydraulic conductivity is relevant when related to the tailings, the flow becomes verticalized and the gradient becomes significant. Therefore, the hydrostatic scheme premise becomes not valid. With the purpose of evaluating the influence of these factors, numerical analysis were made, simulating flow conditions and their influence in the factor of safety. Moreover, an extensive data and calculations analysis was developed in the case study of a dam, with the expectation of increasing the lifetime of an ore mining beneficiation plan. When incorporating the actual distribution of porepressure, measured at the dam, it was concluded that the safety factor of the dam was about 20% higher than that obtained for simplified calculations, that disregard the downward flow regime, admitted in the dam under study. Some comments about the safety of liquefaction were made, except the dynamic liquefaction, beyond the scope of this work.

O tratamento de rejeitos de determinados processos industriais vem ganhando importância, seja pelo impacto negativo do simples descarte no meio ambiente, seja pelo valor econômico de materiais e substâncias que podem ser eventualmente recuperados e reciclados. O rápido empobrecimento de reservas minerais primárias e o aumento de demanda de energia são problemas que merecem atenção especial. Neste contexto, a recuperação de metais existentes nos rejeitos de alguns processos de fabricação assume papel de maior importância. A recuperação do molibdênio presente em soluções nitro-sulfúricas, na forma de rejeitos líquidos do processo de fabricação de lâmpadas incandescentes e fluorescentes, não constitui exceção no que diz respeito à importância da reciclagem. Este rejeito, proveniente da dissolução dos mandris de conformação dos filamentos de tungstênio das lâmpadas, apresenta valores que podem ser recuperados e até reciclados no próprio processo. É o caso dos ácidos nítrico e sulfúrico. Já o molibdênio, presente em concentrações em torno de 40 a 90 g.L-1, pode ser recuperado e utilizado na fabricação de aços especiais, pigmentos, lubrificantes, adubo, etc. Neste trabalho foram desenvolvidos dois processos de recuperação deste rejeito. No primeiro, o rejeito é diluído e por cromatografia de troca iônica o molibdênio é recuperado. Os ácidos efluentes são destilados para a retirada da água. No segundo processo, o rejeito passa por uma destilação e ao mesmo tempo o molibdênio é precipitado. Em ambos os processos, os ácidos recuperados podem voltar à fábrica de lâmpadas para a dissolução dos mandris do filamento de tungstênio e o molibdênio encontra outras diferentes aplicações, além de possuir um valor significativo no mercado. / The waste treatment of certain industrial processes is becoming more important, either by the economic impact of simple disposal in the environment, or by the economic value of materials and substances that can eventually be recovered and recycled. The rapid depletion of mineral reserves and increasing primary energy demand are problems that deserve special attention. In this context, the recovery of metals present in waste of some manufacturing processes assumes a great importance. The recovery of molybdenum present in nitro-sulfur solutions in the form of liquid waste in the manufacturing process of incandescent and fluorescent lamps, is no exception with regard to the importance of recycling. The tailing from the dissolution of the molybdenum mandrel wires used in the conformation of the tungsten filament of electric lamps, has values that can be recovered and recycled to the process itself. Is the case of sulfuric and nitric acids. Molybdenum, present in concentrations around 40 to 90 g.L-1, can be recovered and used in the manufacture of special stainless steel, pigments, lubricants, fertilizer, etc.. In this work two processes for the recovery of this waste were proposed. At the first one, the waste is diluted and molybdenum is recovered by ion-exchange chromatography. The effluent acid from this process was distilled to extract water used in the dilution step. In the second case, the waste goes through a distillation while the molybdenum is precipitated. In both cases, the acids are recovered back to the lamp factory for the dissolution of the molybdenum mandrel wires and molybdenum finds other different applications, as well as having significant value in the market.

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. / Radioactive waste as any other type of waste should be treated and disposed adequately. It is necessary to consider its physical, chemical and radiological characteristics for choosing the appropriate action for the treatment and final disposal. Many treatment techniques currently used are economically costly, often invalidating its use and favoring the study of other treatment techniques. One of these techniques is biosorption, which demonstrates high potential when applied to radioactive waste. This technology uses materials of biological origin for removing metals. Among potencial biosorbents found, macrophytes acquatics are useful because they may remove uranium present in the liquid radioactive waste at low cost. This study aims to evaluate the biosorption capacity of macrophyte acquatics Pistia stratiotes, Limnobium laevigatum, Lemna sp and Azolla sp in the treatment of liquid radioactive waste. This study was divided into two stages, the first one is characterization and preparation of biosorption and the other is tests, carried out with uranium solutions and real samples. The biomass was tested in its raw form and biosorption assays were performed in polypropylene vials containing 10 ml of solution of uranium or 10ml of radioactive waste and 0.20g of biomass. The behavior of biomass was evaluated by sorption kinetics and isotherm models. The highest sorption capacities found was 162.1 mg / g for the macrophyte Lemna sp and 161.8 mg / g for the Azolla sp. The equilibrium times obtained were 1 hour for Lemna sp, and 30 minutes for Azolla sp. With the real waste, the macrophyte Azolla sp presented a sorption capacity of 2.6 mg / g. These results suggest that Azolla sp has a larger capacity of biosorption, therefore it is more suitable for more detailed studies of treatment of liquid radioactive waste.

A aceitação de rejeitos radioativos em um repositório final depende, entre outras coisas, do conhecimento do inventário radioisotópico presente neles. Para obter essa informação, é necessário fazer a caracterização primária dos rejeitos de modo que a composição seja conhecida e oriente os passos seguintes da gestão. Os filtros cartucho que são utilizados no sistema de retratamento de água do reator de pesquisa IEA-R1 é um desses rejeitos. O IEA-R1 é um reator de pesquisa do tipo piscina, operando entre 2 e 5 MW, que utiliza a água como líquido de arrefecimento, moderador e blindagem biológica Além do seu uso em pesquisa, também é utilizado para produzir radioisótopos e irradiar amostras. Ele está localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nuclear, no campus da Universidade de São Paulo. Os filtros cartucho são utilizados para reter o material particulado em suspensão presente na água. Quando os filtros ficam saturados e são incapazes de manter o fluxo dentro dos limites estabelecidos, eles são substituídos e descartados como rejeito radioativo. Após um período de espera para o decaimento da atividade, são enviados para Gerência de Rejeitos Radioativos (GRR). O objetivo deste trabalho é apresentar os estudos realizados para determinar a atividade dos emissores gama presentes nos filtros cartucho. As atividades foram calculadas utilizando as taxas de dose medidas com detectores portáteis, as relações entre as taxas de emissão de fótons avaliadas por espectrometria gama, e o método de Point Kernel, que correlaciona a atividade de uma fonte com as taxas de dose a várias distâncias. O método descrito pode ser utilizado para determinar de modo rotineiro o inventário radioisotópico destes filtros, dispensando análises radioquímicas destrutivas, e a necessidade de calibração da geometria de medição. / The admission of radioactive waste in a final repository depends among other things on the knowledge of the radioisotopic inventory of the waste. To obtain this information it is necessary make the primary characterization of the waste so that it is composition is known, to guide the next steps of radioactive waste management. Filter cartridges that are used in the water polishing system of IEA-R1 research reactor is one of these wastes. The IEA-R1 is a pool-type research reactor, operating between 2 and 5 MW that uses water as coolant, moderator and biological shield. Besides research, it is used for production of radioisotopes and irradiation of samples with neutron and gamma beams. It is located in the Nuclear and Energy Research Institute at the University of Sao Paulo campus. The filter cartridges are used to retain particles that are suspended in the cooling water. When filters become saturated and are unable to maintain the flow within the established limits, they are replaced and disposed of as radioactive waste. After a period of decay, they are sent to the Radioactive Waste Management Department. The aim of this work is to present the studies to determine the activity of gamma emitters present in the cartridge filters. The activities were calculated using the dose rates measured with handheld detectors, after the ratios of the emission rates of photons were evaluated by gamma spectrometry, by the Point Kernel method, which correlates the activity of a source with dose rates at various distances. The method described can be used to determine routinely the radioactive inventory of these filters, avoiding the necessity of destructive radiochemical analysis, or the necessity of calibrating the geometry of measurement.

A braquiterapia é um tratamento clínico que consiste na aplicação de fontes radioativas seladas em certos tipos de tumores. Atualmente, está em fase de implantação o laboratório para produção de fontes de 125I a fim de nacionalizar a produção de fontes para reduzir os custos na sua aplicação e atender a demanda da população brasileira. A tese defendida neste trabalho é o desenvolvimento de um método para o gerenciamento de rejeitos radioativos que serão gerados ao longo da produção dessas fontes. A metodologia aplicada consistiu na criação de etapas de gerenciamento de rejeitos radioativos aplicadas ao 125I que contemplasse o gerenciamento na própria instalação produtora. Os rejeitos radioativos que serão gerados ao longo de todo processo de fabricação das fontes de 125I serão produzidos dentro de três células estanques, localizadas dentro do laboratório. Para cada um dos cenários foram relacionados os rejeitos sólidos, líquidos e gasosos gerados em cada uma das três células de produção. Para rejeitos sólidos e líquidos foram estimados: volume, massa, taxa de entrada no depósito inicial e tempo para liberação em meio ambiente. Para rejeitos gasosos foi estimado: taxa de volatilização do 125I e metodologia para medição dos filtros de carvão ativado. Os resultados apresentados permitem concluir que o laboratório tem condições de realizar o gerenciamento dos rejeitos que produzirá. Implantar um sistema de gerenciamento dentro do próprio laboratório, aperfeiçoará as atividades rotineiras e o licenciamento junto a CNEN. / Brachytherapy is a clinical treatment that consists of the application of sealed radioactive sources in certain types of tumors. The laboratory for the production of 125I sources is currently being implemented in order to nationalize the production of sources to reduce the costs of its application and to meet the demand of the Brazilian population. The thesis defended in this work is the development of a method for the management of radioactive waste that will be generated during the production of these sources. The applied methodology consisted in the creation of steps of management of radioactive waste applied to 125I that contemplated the management in the own production facility. The radioactive wastes that will be generated throughout the manufacturing process of 125I sources will be produced within three sealed cells located inside the laboratory. For each of the scenarios the solid, liquid and gaseous wastes generated in each of the three production cells were related. For solid and liquid wastes were estimated: volume, mass, rate of entry into the initial deposit and time for release into the environment. For gaseous rejects it was estimated: 125I volatilization rate and methodology for the measurement of activated carbon filters. The results presented allow us to conclude that the laboratory is able to perform the management of the wastes it will produce. Implementing a management system within the laboratory, will improve routine activities and licensing with CNEN.

A aceitação de rejeitos radioativos em um repositório final depende, entre outras coisas, do conhecimento do inventário radioisotópico presente neles. Para obter essa informação, é necessário fazer a caracterização primária dos rejeitos de modo que a composição seja conhecida e oriente os passos seguintes da gestão. Os filtros cartucho que são utilizados no sistema de retratamento de água do reator de pesquisa IEA-R1 é um desses rejeitos. O IEA-R1 é um reator de pesquisa do tipo piscina, operando entre 2 e 5 MW, que utiliza a água como líquido de arrefecimento, moderador e blindagem biológica Além do seu uso em pesquisa, também é utilizado para produzir radioisótopos e irradiar amostras. Ele está localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nuclear, no campus da Universidade de São Paulo. Os filtros cartucho são utilizados para reter o material particulado em suspensão presente na água. Quando os filtros ficam saturados e são incapazes de manter o fluxo dentro dos limites estabelecidos, eles são substituídos e descartados como rejeito radioativo. Após um período de espera para o decaimento da atividade, são enviados para Gerência de Rejeitos Radioativos (GRR). O objetivo deste trabalho é apresentar os estudos realizados para determinar a atividade dos emissores gama presentes nos filtros cartucho. As atividades foram calculadas utilizando as taxas de dose medidas com detectores portáteis, as relações entre as taxas de emissão de fótons avaliadas por espectrometria gama, e o método de Point Kernel, que correlaciona a atividade de uma fonte com as taxas de dose a várias distâncias. O método descrito pode ser utilizado para determinar de modo rotineiro o inventário radioisotópico destes filtros, dispensando análises radioquímicas destrutivas, e a necessidade de calibração da geometria de medição. / The admission of radioactive waste in a final repository depends among other things on the knowledge of the radioisotopic inventory of the waste. To obtain this information it is necessary make the primary characterization of the waste so that it is composition is known, to guide the next steps of radioactive waste management. Filter cartridges that are used in the water polishing system of IEA-R1 research reactor is one of these wastes. The IEA-R1 is a pool-type research reactor, operating between 2 and 5 MW that uses water as coolant, moderator and biological shield. Besides research, it is used for production of radioisotopes and irradiation of samples with neutron and gamma beams. It is located in the Nuclear and Energy Research Institute at the University of Sao Paulo campus. The filter cartridges are used to retain particles that are suspended in the cooling water. When filters become saturated and are unable to maintain the flow within the established limits, they are replaced and disposed of as radioactive waste. After a period of decay, they are sent to the Radioactive Waste Management Department. The aim of this work is to present the studies to determine the activity of gamma emitters present in the cartridge filters. The activities were calculated using the dose rates measured with handheld detectors, after the ratios of the emission rates of photons were evaluated by gamma spectrometry, by the Point Kernel method, which correlates the activity of a source with dose rates at various distances. The method described can be used to determine routinely the radioactive inventory of these filters, avoiding the necessity of destructive radiochemical analysis, or the necessity of calibrating the geometry of measurement.