Neste trabalho, vidros contendo um resíduo industrial denominado lama vermelha, foram desenvolvidos e caracterizados. Foi utilizada a quantidade mínima de 60% em massa de lama vermelha na produção dos vidros para promover a utilização desse resíduo. De acordo com os resultados de difração de raios X obtidos, observa-se que é possível produzir materiais a partir da lama vermelha com fases amorfas consideráveis, embora fases cristalinas referentes ao Fe originário do resíduo estejam presentes. O material denominado 60L40S, o qual possui 60% em massa de lama vermelha na sua composição nominal, apresentou as melhores propriedades dentre as composições estudadas, porém apresentou também alta temperatura de fusão. Ajustes na composição desse material foram realizados buscando diminuir essa temperatura. Os resultados mostram que os ajustes foram satisfatórios no desempenho de diminuir a temperatura de fusão, porém perdas na propriedade química desse material foram observadas. Elementos comumente encontrados na composição química de rejeitos nucleares foram adicionados aos vidros produzidos neste trabalho visando estudar os efeitos dessa adição nas propriedades químicas e térmicas desses materiais. Foi observado que é possível adicionar até 15% em massa de elementos simuladores aos materiais produzidos e essa adição promove a diminuição da temperatura de fusão. Acima de 15% em massa os elementos adicionados se precipitam na estrutura do material. Foi observado que, embora haja perdas na durabilidade química do material 60L40S após a adição dos elementos simuladores, esse material, quando em contato com água, mantém os elementos simuladores confinados em sua estrutura. Esse resultado é promissor, pois sugere que o material 60L40S é capaz de imobilizar em sua estrutura elementos provenientes de rejeitos nucleares. / Glasses based on red mud, a residual material from bauxite processing, were developed and characterized in this work. In order to promote its use, a minimum 60 wt% of red mud was used in the production of the glasses. According to XRD results, materials containing considerable amorphous phases were produced when using red mud as raw material. These amorphous phases were observed even though crystalline phases associated to Fe coming from the red mud itself were present. The material denominated 60L40S, which has a nominal composition of 60 wt% red mud showed the best properties comparing with the others compositions studied. However, these materials presented a high melting temperature. Changes in the composition of this material were made with the objective of lowering this temperature. Results indicated that the changes made to the material were successful in the reduction of the melting temperature. However, a reduction in the chemical properties of the resulting material was observed. Elements usually found in the chemical composition of nuclear wastes were added to the glasses produced. It was done with the objective of determining the effect of these elements on the chemical and physical properties of the red mud based glasses obtained. It was found that it was possible to add up to 15 wt% of these elements to the materials produced. The addition of these simulants materials promoted a reduction in the melting temperature of the resulting material. Above 15 wt%, the added elements precipitate in the structure of the resulting material. Even though the reduction in the chemical durability of the 60L40S material when simulant elements were added, it was observed that this material contained the simulant elements confined in its structure when in contact with water. This is a promising result, since it indicates that the 60L40S has the potential to immobilize elements from nuclear wastes.

Os pára-raios radioativos foram fabricados no Brasil até 1989, quando a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) suspendeu a concessão de uso de material radioativo nesses artefatos. Desde então, o pára-raios radioativo tem sido substituído por outro, do tipo Franklin, e recolhido como rejeito radioativo. Entretanto, apenas 23 % do total fabricado no país foram entregues à CNEN. Esta situação é preocupante, pois a chance, desses artefatos serem descartados como resíduo comum e chegarem a lixões, é grande, uma vez que, segundo dados do Instituto Brasileiro de Geografia e Estatística (IBGE), em 2000, 63,6 % dos municípios brasileiros dispunham o resíduo nesses locais. Além disso, o amerício, o radionuclídeo mais empregado, é classificado como sendo um elemento de alta toxicidade, quando ingerido ou inalado. No presente trabalho, foram realizados experimentos de migração de Am-241 em lisímetros, com o objetivo de se avaliar o risco de contaminação provocada por pára-raios radioativos descartados como resíduo comum. Fontes radioativas removidas de pára-raios foram inseridas em lisímetros preenchidos com resíduo orgânico, coletado no restaurante do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN-CNEN/SP, e chorume gerado foi periodicamente analisado para determinar suas características como pH, potencial redox, teor de sólidos e a concentração do material radioativo. O crescimento microbiano também foi avaliado, pelo método de contagem direta do número de unidades formadoras de colônia. A estimativa de risco foi baseada no cálculo de dose para membros do público, sendo a ingestão de água a via mais provável de exposição. O valor obtido foi cerca de 1000 vezes inferior ao limite de dose anual estabelecido, pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP), demonstrando que o risco de contaminação provocado pelo descarte de pára-raios em lixões é baixo. / Radioactive lightning rods were manufactured in Brazil until 1989, when the licenses for using radioactive sources in these products were lifted by the national nuclear authority. Since then, radioactive devices have been replaced by Franklin type one and collected as radioactive waste. However, only 23 percent of the estimated total number of installed rods was delivered to Brazilian Nuclear Commission (Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN). This situation is of concern to us as there is a possibility of the rods being discarded as domestic waste, considering that in Brazil, 63.6 percent of the municipal solid waste is disposed at uncontrolled garbage dump, according to Instituto Brasileiro de Geografia e Estatística (IBGE) in 2000. In addition, americium, the most common employed radionuclide, is classified as a high toxicity element, when ingested or inhaled. In the present study, it was performed migration experiments of Am-241 by lysimeter system in order to evaluate the risk of contamination caused by radioactive lightning rods disposed as a common solid waste. Sources removed from lightning rods were placed inside lysimeters filled with organic waste, collected at the restaurant of Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN-CNEN/SP, and the generated leachate was periodically analyzed to determine its characteristics such as pH, redox potential, solid content and concentration of the radioactive material. Microbial growth was also evaluated by counting the number of colony forming units. The equivalent dose to members of the public has been calculated considering the ingestion of drinking water, the most probable mode of exposure. The final result was about 145 times below the effective dose limit of 1 mSv.year-1 for members of the public, established by the International Commission on Radiological Protection (ICRP), demonstrating that the risk caused by lightning rods disposed at uncontrolled garbage dump is low.

O Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1 em operação desde 1957 no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) é um dos reatores mais antigos do mundo em operação. Em algum momento no futuro, a exemplo de outros reatores, será desligado definitivamente. Antes de chegar este momento a organização operadora precisa planejar o futuro de suas instalações e definir o destino que pretende dar aos equipamentos e materiais radioativos e não radioativos que se encontram no interior das instalações. Estas questões devem estar contidas no chamado \"Plano de Descomissionamento Preliminar da Instalação\" que é o tema deste trabalho. O trabalho apresenta inicialmente uma visão geral sobre este tema e relaciona os objetivos gerais e específicos para sua realização, descrevendo a seguir, as diretrizes que a organização operadora deve considerar para formulação de um plano de descomissionamento. A estrutura atual do setor nuclear brasileiro enfatizando principalmente as normas utilizadas no gerenciamento do rejeito radioativo é apresentada. Uma descrição dos principais equipamentos do reator IEA-R1 que constituem o seu inventário radioativo e não radioativo é apresentada. O trabalho enfatiza também a experiência adquirida pelo corpo técnico do reator com as reformas e modificações realizadas na instalação durante sua vida útil. Esta experiência pode ser de grande valia por ocasião do descomissionamento do reator no futuro. Um experimento usando o método de espectrometria gama de alta resolução e cálculo computacional através da teoria de Monte Carlo foi realizado com o objetivo de se obter uma estimativa do volume de rejeito radioativo gerado pelo desmantelamento das paredes de concreto da piscina do reator. O custo do descomissionamento em função da estratégia escolhida é determinado utilizando o código CERREX. Por fim, é realizada uma discussão sobre as diferentes estratégias consideradas. Na base destas discussões conclui-se que a estratégia mais vantajosa a ser adotada no caso deste reator é aquela que preserva o seu prédio e instalações anexas, tendo em vista o grande volume de rejeito radioativo e custos sensivelmente maiores que resultariam com o seu desmantelamento. É sugerida a preservação de parte das equipes de operação, manutenção, proteção radiológica e física da instalação e utilização do prédio do reator e anexos para divulgação da energia nuclear através de sua transformação em um museu, uma vez que este foi o primeiro reator nuclear construído no Brasil e, desde sua inauguração, tem sido utilizado como forma de divulgação da energia nuclear no país. / The IEA-R1 Nuclear Research Reactor, in operation since 1957, in the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP), is one of the oldest research reactors in the world. However at some point in time in the future, as example of the other reactors, it will be shutdown definitively. Before that time actually arrives, the operational organization needs to plan the future of its installations and define the final destination of equipment and radioactive as well as non-radioactive material contained inside the installations. These and other questions should be addressed in the so called Preliminary decommissioning plan of the installation, which is the subject of this work. The work initially presents an over view about the theme and defines the general and specific objectives describing, in succession, the directions that the operating organization should consider for the formulation of a decommissioning plan. The present structure of the Brazilian nuclear sector emphasizing principally the norms utilized in the management of radioactive waste is also presented. A description of principle equipment of the IEA-R1 reactor which constitutes its inventory of radioactive and non-radioactive material is given. The work emphasizes the experience of the reactor technicians, acquired during several reforms and modifications of the reactor installations realized during its useful life time. This experience may be of great help for the decommissioning in the future. An experiment using the high resolution gamma spectrometric method and computer calculation using Monte Carlo teory were performed with the objective of obtaining an estimate of the radioactive waste produced from dismantling of the reactor pool walls. The cost of reactor decommissioning for different choices of strategies was determined using the CERREX code. Finally, a discussion about different strategies is presented. On the basis of these discussions it is concluded that the most advantageous strategy that can be adopted in the case of this reactor is the one which preserves its building and installations, in view of the fact that a large volume of radioactive waste which will be produced and consequently a much higher costs that will result if dismantling of the reactor is decided. It is suggested that a part of the team of the technicians of reactor operation and maintenance and radiation protection services should be retained and the reactor with its building and annexes should be used for disseminating the information about the nuclear energy by transforming it in to a museum. This has been the first nuclear reactor built in Brazil and since its inauguration, has been, constantly utilized for disseminating information about the nuclear energy in the country.

O minério de ferro produzido no complexo de Carajás traz consigo características mineralógicas que conferem um elevadíssimo teor de Fe em todas as suas frações granulométricas. Dessa forma, ao final da cadeia produtiva, tanto os produtos comerciais mais grosseiros quanto os finos contem cerca de 62% de Fe contido na sua composição. Importante destacar que em Carajás as fases no processamento desse minério são apenas para cominuição e classificação por tamanho. Não existem etapas de concentração e os produtos são diferenciados por suas respectivas curvas granulométricas: o “granulado” - mais grosseiro (> 13 mm), o “Sinter-Feed” (< 13 mm e > 0,5 mm) e o “pellet feed” (< 0,15 mm). Garantir a correta distribuição granulométrica da matéria prima é uma premissa de mercado. A ultima etapa da classificação é feita através de hidrociclones e gera um overflow ultrafino de altíssima superfície específica maior que 6.500 Blaine e com 45% até 95 % < 7 μm. E ainda possui um elevado teor de Fe - cerca de 62 %. Dessa forma os objetivos gerais dessa pesquisa buscaram a solução para essa oportunidade de recuperar e vender esses rejeitos. O estudo sugeriu através de ensaios com tecnologias capazes de desaguar os ultrafinos gerados para 9,00 % de umidade, que é o valor que permite a movimentação e o manuseio desses rejeitos, além de permitir sua incorporação na blendagem de produtos mais grossos. Desse modo, foram realizados experimentos em diversos laboratórios externos e em escala piloto na Usina de Carajás com amostras dos dois rejeitos ultrafinos das duas fases de hidrociclonagem: o natural e o moído. Ficou evidente que o equipamento tem de combinar necessariamente e de forma eficiente dois fatores essências ao desaguamento: elevadíssimas pressões e altas temperatura na operação desses ultrafinos. A produtividade atingida foi da ordem de 50 t/h x m² para o rejeito da hidrociclonagem do Sinter Feed e 40 t/h x m² para o rejeito dos hidrociclones da Moagem. / The Iron ore that is produced in Carajás mining complex brings mineralogical characteristics that give a very high Fe content in all its size fractions. Thus, at the end of the production chain both coarser and fine contains about 62% Fe contained in its composition. Importantly, in Carajás stages in the processing of this ore are for reduction and classification by size. There is thus no concentration steps and products are differentiated by their respective size distribution curves: the "grain" - coarser (> 13 mm), the "Sinter-Feed" (<13 mm and > 0.5 mm) and the "pellet feed" (<0.15 mm). Ensure proper particle size distribution of the raw material is a market premise. The last step of classification is made using hydrocyclones and generates an overflow ultrafine high specific surface area greater than 6.500 Blaine and with 45% to 95% <7 μm. And has a high Fe content - about 62%. The overall objectives of this research sought the solution to this opportunity to recover and sell these “tailings”. The study suggested by testing with technologies capable of flowing into the ultrathin generated to 9.00% of moisture, which is the value that allows movement and handling these wastes, and allows their incorporation into the blending of thicker products. Thus, experiments were carried out in several external laboratories and pilot-scale plant in the Carajás with samples of both ultrafine “tailings” of the two phases of hydrocycloning: the natural and the ground. It was evident that the equipment must necessarily match and two efficiently factors essences to dewatering: very high pressure and high temperature operation of these “tailings”. The productivity achieved was around 50 t/h x m² in reject of the Sinter Feed hydrocycloning and 40 t/h x m² to reject of the grinding hydrocyclones.

Este trabalho apresenta a rota de concentração de manganês através da flotação reversa de caulinita, presente na forma de ganga, em um rejeito proveniente do beneficiamento de minério manganês do Azul. Tem-se como objetivo o desenvolvimento da rota de concentração por flotação de finos de manganês através de coletores e depressores que conduzem a separação seletiva entre os minerais de manganês e de ganga, o que, possivelmente, contribuirá para o processamento de minérios atualmente considerados como marginais, aumentando a vida útil de reservas existentes e futuras, e promovendo o aproveitamento de minérios finos de manganês depositados em barragens. Inicialmente, realizou-se o estudo de caracterização mineralógica, subsidiando os estudos de flotação em bancada na definição da rota de concentração. Verificou-se que o rejeito é composto por caulinita (71% em massa) e, em menor proporção, por criptomelana-holandita (17% em massa). A caulinita apresenta liberação global de 88%, e os óxidos de manganês apresentam liberação de 52%, com aumento para os finos, sendo um aluminossilicato comum nos minérios brasileiros. Tendo em vista a tendência de exaustão dos minérios ricos, é quase inevitável o aumento da relevância de operações unitárias complementares de concentração no beneficiamento de minérios que serão explotados nas próximas décadas. Neste contexto, esta dissertação antecipa uma necessidade da indústria mineral. Estudos de flotação em escala de bancada, com amostras previamente deslamadas em 10 m, foram realizados para a definição da rota de concentração. A melhor condição obtida para a concentração foi a de flotação catiônica reversa a 20% de sólidos, em pH>10, usando como depressor fubá ou Fox Head G2241 (na concentração 227 mg/L ou 900 g/t) para a depressão dos minerais de manganês e o coletor amido-amina Flotigam 5530 (na concentração 1.360 mg/L ou 5.333 g/t.). No que diz respeito à cinética de flotação, após o condicionamento com os reagentes, o tempo de flotação do estágio rougher deve ser de 5-6 minutos, e do estágio scavenger-1, de 6 minutos, sem adição de reagentes. Os concentrados dessa 1ª etapa, após o condicionamento com o depressor (amido ou Fox Head na concentração de ~90 mg/L ou ~500 g/t) e o coletor (Flotigam 5530 ou Lilaflot 811M na concentração de ~364 mg/L ou ~2030 g/t) em pH>10, devem alimentar uma 2ª etapa, composta por um estágio cleaner realizado em 6 minutos, produzindo uma espuma que alimentará o próximo estágio, o scavenger-2. Este deverá ser flotado por 4 minutos, sem adição de reagentes. O estudo com reagentes indicou que o Fox Head G2241 e o fubá apresentam desempenhos semelhantes, e podem ser usados como depressores dos minerais de manganês. Em relação ao coletor catiônico, o coletor do tipo amido-amina (Flotigam 5530) é o mais indicado, pois apresentou melhores resultados de recuperação metalúrgica comparativamente à éter amina Lilaflot 811M. O rejeito, composto por caulinita e outros minerais argilosos apresenta notável capacidade de alterar as propriedades reológicas da polpa de flotação, prejudicando a mistura dos reagentes, influenciando a cinética de flotação e tornando extremamente relevante a realização da flotação em baixo percentual de sólidos (20% de sólidos). / This paper presents the route of manganese concentration through the process of reverse flotation of kaolinite present in the tailings from the ore beneficiation of Manganese taken from the \'Mina Azul\' mine located in Para Brazil. This research aims to develop a route of fine manganese concentration by flotation through the study of collectors and corn starch, that conduct the selective separation between the manganese minerals and gangue, This process could possibly contribute to the beneficiation of ores currently deemed marginal and consequently extend the useful life of existing and future reserves, as well as, make viable the exploitation of the fine manganese ores deposited in dams. Initially studies of mineralogy were conducted in order to obtain grants for laboratory scale flotation studies on the definition of the concentration route, where the waste is mainly composed of kaolinite (71 wt%) and smaller proportions of cryptomelane - holandita (17 wt%) . Where kaolinite presents a global liberation of 88 % manganese oxides present a global release of 52 %, increasing the fine. The growing increase in the ore presented as a kaolinite contaminant motivated the execution of this research which focuses on the concentration of manganese ore tailings and evaluates several types of reagents, some already presented in the literature and others suggested in this dissertation. Kaolinite is an aluminosilicate common in Brazilian ores and considering the tendency for the exhaustion of rich ores it is almost inevitable that additional unit concentrations should be increasingly relevant in the beneficiation of ores to be exploited in the coming decades, this dissertation anticipates the future needs of the mineral industry. Flotation Studies on a laboratory scale with samples which had previously undergone 10m desliming were performed in order to define the concentration route where the best condition was obtained for the concentration of cationic reverse flotation at 20 % solids at pH > 10 using as a depressant ( or Starch Fox Head G2241 227 mg / L or 900 g / t ) for depression of the minerals manganese, collector and starch - amine ( 5530 Flotigam 1.360 mg / L and 5.333 g / t). With regard to the kinetics of flotation, after conditioning with reagents, the time of the rougher flotation stage should be 5-6 minutes and the scavenger1 - should be 6 minutes, without the addition of reagents. The concentrates during this 1st step, after conditioning with depressant ( starch or Fox Head on the concentration of ~ 90 mg / L or ~ 500 g / t ) and collector ( Flotigam Lilaflot 811m in 5530 or concentration of ~ 364 mg / L or ~ 2030 g / t ) at pH > 10 should feed a 2nd stage consisting of a cleaning process. This in turn is followed by a scavenger-2 stage, where the cleaner flotation should be performed for 6 minutes, producing a foam which feeds the scavenger- 2 stage. It should be floated for 4 minutes without the addition of reagents. The study of reagents indicated that the Fox Head G2241 and corn have a similar performance and can be used as manganese mineral depressants, while in relation to the cationic collector starch - amine (Flotigam 5530) is the most suitable collector reagent. This is because it provided higher metallurgical recovery compared to 811m Lilaflot ether amine. The waste is composed predominantly of kaolinite, thus like other clay minerals it shows a remarkable ability to change the rheological properties of the flotation pulp thus damaging the mixing of the reactants and influencing the kinetics of flotation. This consequently makes it extremely relevant to the achievement of the flotation with 20% of solids.

O Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1 em operação desde 1957 no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) é um dos reatores mais antigos do mundo em operação. Em algum momento no futuro, a exemplo de outros reatores, será desligado definitivamente. Antes de chegar este momento a organização operadora precisa planejar o futuro de suas instalações e definir o destino que pretende dar aos equipamentos e materiais radioativos e não radioativos que se encontram no interior das instalações. Estas questões devem estar contidas no chamado \"Plano de Descomissionamento Preliminar da Instalação\" que é o tema deste trabalho. O trabalho apresenta inicialmente uma visão geral sobre este tema e relaciona os objetivos gerais e específicos para sua realização, descrevendo a seguir, as diretrizes que a organização operadora deve considerar para formulação de um plano de descomissionamento. A estrutura atual do setor nuclear brasileiro enfatizando principalmente as normas utilizadas no gerenciamento do rejeito radioativo é apresentada. Uma descrição dos principais equipamentos do reator IEA-R1 que constituem o seu inventário radioativo e não radioativo é apresentada. O trabalho enfatiza também a experiência adquirida pelo corpo técnico do reator com as reformas e modificações realizadas na instalação durante sua vida útil. Esta experiência pode ser de grande valia por ocasião do descomissionamento do reator no futuro. Um experimento usando o método de espectrometria gama de alta resolução e cálculo computacional através da teoria de Monte Carlo foi realizado com o objetivo de se obter uma estimativa do volume de rejeito radioativo gerado pelo desmantelamento das paredes de concreto da piscina do reator. O custo do descomissionamento em função da estratégia escolhida é determinado utilizando o código CERREX. Por fim, é realizada uma discussão sobre as diferentes estratégias consideradas. Na base destas discussões conclui-se que a estratégia mais vantajosa a ser adotada no caso deste reator é aquela que preserva o seu prédio e instalações anexas, tendo em vista o grande volume de rejeito radioativo e custos sensivelmente maiores que resultariam com o seu desmantelamento. É sugerida a preservação de parte das equipes de operação, manutenção, proteção radiológica e física da instalação e utilização do prédio do reator e anexos para divulgação da energia nuclear através de sua transformação em um museu, uma vez que este foi o primeiro reator nuclear construído no Brasil e, desde sua inauguração, tem sido utilizado como forma de divulgação da energia nuclear no país. / The IEA-R1 Nuclear Research Reactor, in operation since 1957, in the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP), is one of the oldest research reactors in the world. However at some point in time in the future, as example of the other reactors, it will be shutdown definitively. Before that time actually arrives, the operational organization needs to plan the future of its installations and define the final destination of equipment and radioactive as well as non-radioactive material contained inside the installations. These and other questions should be addressed in the so called Preliminary decommissioning plan of the installation, which is the subject of this work. The work initially presents an over view about the theme and defines the general and specific objectives describing, in succession, the directions that the operating organization should consider for the formulation of a decommissioning plan. The present structure of the Brazilian nuclear sector emphasizing principally the norms utilized in the management of radioactive waste is also presented. A description of principle equipment of the IEA-R1 reactor which constitutes its inventory of radioactive and non-radioactive material is given. The work emphasizes the experience of the reactor technicians, acquired during several reforms and modifications of the reactor installations realized during its useful life time. This experience may be of great help for the decommissioning in the future. An experiment using the high resolution gamma spectrometric method and computer calculation using Monte Carlo teory were performed with the objective of obtaining an estimate of the radioactive waste produced from dismantling of the reactor pool walls. The cost of reactor decommissioning for different choices of strategies was determined using the CERREX code. Finally, a discussion about different strategies is presented. On the basis of these discussions it is concluded that the most advantageous strategy that can be adopted in the case of this reactor is the one which preserves its building and installations, in view of the fact that a large volume of radioactive waste which will be produced and consequently a much higher costs that will result if dismantling of the reactor is decided. It is suggested that a part of the team of the technicians of reactor operation and maintenance and radiation protection services should be retained and the reactor with its building and annexes should be used for disseminating the information about the nuclear energy by transforming it in to a museum. This has been the first nuclear reactor built in Brazil and since its inauguration, has been, constantly utilized for disseminating information about the nuclear energy in the country.

O processo de compostagem é considerado um dos principais métodos sustentáveis de tratamento de rejeitos orgânicos provenientes dos centros urbanos. Sua importância reside em sua capacidade de sanitizar o material, estabilizar sua fração orgânica e ainda disponibilizar um produto final com características físico-químicas e biológicas que promoverão uma melhoria no sistema produtivo quando aplicado ao solo. Todavia, são vários os fatores que influenciam o desenvolvimento desse processo e exigem um equilíbrio tal que nos casos em que esse tratamento de resíduo é aplicado, muitas vezes o processo é incompleto e o produto final não apresenta as características adequadas de sanitização ou de promoção da qualidade do solo. Portanto, o presente estudo objetivou avaliar o efeito da apliação de inoculantes no desenvolvimento do processo de compostagem e a influência dessa aplicação nas características do produto final, sob a hipótese de que a adição de compostos biológicos energéticos aos resíduos promove a ação decompositora e potencializa o processo da compostagem. Para isso foram montadas leiras de compostagem com material orgânico produzido nos centros urbanos. Foram avaliados os seguintes tratamentos: inoculante usado em compostagem industrial, inoculante desenvolvido pelos pesquisadores e controle (pilhas de controle sem aplicação de inoculantes). Todas as leiras de compostagem foram avaliadas quando à sua temperatura, umidade e densidade, seu pH e conteúdo de macronutrientes, sua atividade microbiana, sua qualidade da matéria orgânica e emissão de gases do efeito estufa. Os dados obtidos demonstraram que o perfil da temperatura das leiras ao longo do processo acompanha o comportamento da atividade microbiológica. Os inoculantes aplicados não alteraram as condições físico-químicas do processo quando comparados ao controle. Foi observado um acúmulo de carbono na menor fração da matéria orgânica, indicando formação de substâncias recalcitrantes pela decomposição. A análise da emissão de gases do efeito estufa demonstrou que esse fator pode ser influenciado pelos manejos realizados sobre a leira de compostagem. Constatou-se que o uso de inoculantes não alterou significativamente nenhum dos parâmetros avaliados quando comparado ao controle, sendo que seu uso não promoveu melhorias na qualidade do produto final, nem tampouco se mostrou essencial ao bom desenvolvimento do processo de compostagem quando se trata resíduos orgânicos, que apresentam facilidade de decomposição. / The composting process is considered one of the main sustainable methods for treatment of the organic waste from urban centers. Its importance lies in its ability to sanitize the material, stabilize its organic fraction and also provide a final product with biological and physicochemical characteristics that will promote an improvement in the productive system when apllied to the soil. However, the factors that influence the development of this process are so many and require such an equilibrium that in cases where this residue treatment methodology is applied, the process is often incomplete and the final product does not have the appropriate sanitation or characteristics that promote soil quality. Therefore, the present study aimed to evaluate the effect of inoculant application on the development of the composting process and the influence of this application on the final product\'s characteristics. For this, composting piles were assembled with organic material produced in urban centers and applied an inoculant used in industrial composting, another one developed by the researchers and control cells were mantained without applications. All compost beds were evaluated for thier temperature, humidity and density, their pH and macronutrient content were measured, along with its microbial activity, quality of organic matter and the greenhouse gas emissions. The data obtained showed that the profile of the temperature of the piles during the process followed the behavior of the microbiological activity. The inoculants applied did not alter the physicochemical conditions of the process when compared to the control. It was observed a carbon accumulation in the smallest fraction of the organic matter, indicating the formation of recalcitrant substances by the decomposition. The analysis of greenhouse gas emissions showed that the management of the composting pile could influence this factor. It was found that the use of inoculants did not significantly alter any of the evaluated parameters when compared to control, and its use did not promote improvements in the final product\'s quality, nor was it essential for the proper development of ther composting process when dealing with organic urban waste, which is easly decomposed.

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.

Um aspecto fundamental da aceitação pública da energia nuclear é a crença de que os rejeitos radioativos podem ser gerenciados de maneira segura, no intuito de proteger os seres humanos dos possíveis efeitos prejudiciais, tanto nas gerações atuais como nas futuras. Neste sentido, é essencial compreender como as pessoas percebem o risco associado com rejeitos radioativos e quais são os principais fatores que conduzem suas atitudes em relação à eliminação destes. Uma das maneiras para alcançar esse entendimento é através de pesquisas de opinião. Neste estudo, foi proposto um questionário focado na questão da aceitabilidade da energia nuclear e sua associação com a gestão de rejeitos radioativos, cobrindo os seguintes aspectos: atitudes em relação à energia nuclear e aos rejeitos radioativos, credibilidade das instituições e setores responsáveis pela segurança nuclear, identificação dos benefícios percebidos; percepção do risco de determinadas tecnologias e atividades, percepção do risco real, compreensão das reações emocionais e princípio da precaução. Resultados obtidos a partir de uma aplicação piloto do questionário são apresentados e discutidos neste trabalho. / One of the key features for public acceptance of nuclear energy is the belief that radioactive waste can be managed safely, in order to protect human beings from its possible harmful effects in present and future generations. In this sense, it is essential to understand how people perceive the risk associated with radioactive waste and which the main factors driving their attitudes toward its disposal are. One of the ways to achieve this understanding is through opinion polls. In this study, a questionnaire focused on the nuclear energy aceitability issue and its association with radioactive waste management was proposed, covering the following aspects: attitudes towards radioactive waste and nuclear power, credibility on institutions and sectors responsible by the nuclear safety, identification of perceived benefits, risk perception of specific technologies and activities, perception of real risk, emotional reaction comprehension and precautionary principle. Results obtained from a pilot questionnaire application are presented and discussed in this paper.

A indústria de pedras preciosas de Soledade/RS e região gera em seus processos de beneficiamento grande quantidade de rejeitos gemológicos, que acabam sendo depositados nos pátios das empresas, podendo causar danos ao meio ambiente. A gema de maior volume de beneficiamento na região é a ágata. Este trabalho propõe uma técnica para efetuar a reutilização de rejeitos oriundos do beneficiamento da ágata e transformá-los em matériaprima para a fabricação de objetos via impressão tridimensional a jato de tinta (3DP). Através da utilização de metodologia adequada para moagem e classificação dos rejeitos, foi possível obter pó com granulometria adequada ao processo. Foram efetuadas duas formulações de matéria-prima, utilizando o método de aglutinação orgânico, com material de ligação misturado ao pó e líquido de deposição reologicamente simples. Foram efetuados testes de bancada para interação entre o pó e o aglutinante, testes em equipamento de prototipagem rápida e confecção de corpos de prova, que mais tarde foram submetidos a medição e ensaios de resistência mecânica à flexão a 4 pontos. Das análises efetuadas, a primeira formulação não foi considerada satisfatória, pois teve grandes deformações durante a construção e manipulação e pós-tratamento. Já a segunda formulação alcançou a mesma resistência mecânica do material disponibilizado pelo fabricante, com coerência nas formas geométricas e desvios dimensionais reduzidos. Com a utilização desta nova matéria-prima, estima-se que o custo final de fabricação das peças seja reduzido em até 70%, viabilizando a utilização do processo por empresas de micro e pequeno porte. / The gem processing industries of Soledade/RS and region generate a large amount of waste which is eventually deposited in the companies’ grounds and may damage the environment. The gem with largest volume of processing in the region is the agate. This work is a review of the reuse of wastes of agate as raw materials for inkjet three-dimensional printing (3DP). Through the use of appropriate methodology for grinding and classification of waste it was possible to obtain powder with a particle size indicated to the process. Two formulations of raw material were made, using the organic binding method with the binder material mixed into the powder and using the deposition simple rheological liquid. Bench tests were performed for powder binder interaction, and equipment was used for produce of test specimens which were later subjected to measurement and testing of mechanical strength. Based on the analysis the first formulation was not considered acceptable as it had large deformations during construction, manipulation and post-treatment. The second formulation reached the same mechanical strength of the manufacturer material with consistency in geometric shapes and dimensional deviation. Using this new raw material the estimated final cost of parts manufacturing is reduced by 70% making the use of the process available to micro and small businesses.