Rejeitos radioativos são gerados em todas as etapas do ciclo do combustível nuclear e em instituições que fazem uso de elementos radioativos. No Brasil, para que possam atender a legislação vigente, eles devem ser devidamente gerenciados e tratados. A caracterização é a etapa do gerenciamento de rejeitos radioativos que certifica e complementa as informações presentes no documento de identificação fornecido pelo gerador dos rejeitos radioativos. O objetivo desse trabalho foi desenvolver uma metodologia para caracterização de tambores de rejeitos radioativos. Neste trabalho foi utilizada a técnica de espectrometria gama associada ao método de Monte Carlo para obter e estabelecer uma relação entre as eficiências de contagens teóricas e experimentais para quatro tambores de calibração com densidades diferentes, preparados com nove tubos de PVC em seu interior. O detector de HPGe utilizado foi posicionado em três diferentes distâncias em relação a extremidade do tambor de calibração. A utilização do método de Monte Carlo mostrou-se adequado a metodologia proposta neste trabalho. / Radioactive wastes are generated at all stages of the nuclear fuel cycle and institutions that make use of radioactive elements. In Brazil, so that they can meet the current legislation, they must be properly managed and treated. The characterization is the stage of radioactive waste management that certifies and complements the information in the identification document provided by the radioactive waste generator. The aim of this study was to develop a methodology for characterization of radioactive waste drums. In this work we used the gamma spectrometry technique associated with the Monte Carlo method to obtain and establish a relationship between the efficiencies of theoretical and experimental scores for four calibration drums with different densities prepared with nine PVC tubes inside. The HPGe detector used was positioned at three different distances from the end of the calibration drum. Using the Monte Carlo method was appropriate to the methodology proposed in this work.

Fontes radioativas seladas são largamente empregadas no mundo. A Agência Internacional de Energia Atômica AIEA estima em dezenas de milhões de fontes radioativas no mundo. No Brasil, este número é próximo de 500 mil unidades, considerando-se as fontes de pára-raios e detectores de fumaça. Uma fonte selada pode tornar-se desnecessária, seja devido ao seu decaimento ou outro motivo, sendo classificada como fontes radioativas seladas fora de uso (FRS). No Brasil, a maioria das FRS é considerada rejeito radioativo e são encaminhadas a um dos institutos da CNEN. Sem uma estratégia definida para a deposição das FRS, estas são armazenadas aguardando uma solução. A Gerência de Rejeitos Radioativos - GRR do IPEN-CNEN/SP é o principal centro de recepção desse material e até meados de 2010 havia recebido cerca de 14.000 fontes. O processo proposto para a gestão dessas FRS consiste em retirá-las de suas blindagens originais e transferi-las a outra blindagem, projetada para esse fim. As operações de transferência são realizadas em uma cela quente, garantindo a segurança radiológica. Uma das exigências da CNEN é que todas as fontes seladas sejam caracterizadas. No processo estudado, a avaliação da atividade de cada fonte será feita utilizando-se um detector, do tipo câmara de ionização tipo poço. O presente trabalho tem por objetivo desenvolver uma metodologia para aferir ou determinar a atividade de FRS armazenadas na GRR de acordo com sua geometria e determinar suas incertezas. / Sealed radioactive sources are widely used in many applications of nuclear technology in industry, medicine, research and others. The International Atomic Energy Agency (IAEA) estimates tens of millions sources in the world. In Brazil, the number is about 500 thousand sources, if the Americium-241 sources present in radioactive lightning rods and smoke detectors are included in the inventory. At the end of the useful life, most sources become disused, constitute a radioactive waste, and are then termed spent sealed radioactive sources (SSRS). In Brazil, this waste is collected by the research institutes of the Nuclear Commission of Nuclear Energy and kept under centralized storage, awaiting definition of the final disposal route. The Waste Management Laboratory (WML) at the Nuclear and Energy Research Institute is the main storage center, having received until July 2010 about 14.000 disused sources, not including the tens of thousands of lightning rod and smoke detector sources. A program is underway in the WML to replacing the original shielding by a standard disposal package and to determining the radioisotope content and activity of each one. The identification of the radionuclides and the measurement of activities will be carried out with a well type ionization chamber. This work aims to develop a methodology for measuring or to determine the activity SSRS stored in the WML accordance with its geometry and determine their uncertainties.

O reprocessamento do elemento combustível constitui uma das etapas do ciclo do combustível e tem por objetivo separar U 235, U238 e Pu239 dos produtos de fissão contidos no elemento combustível queimado para reutilizá -los na fabricação de novos elementos combustíveis. No Brasil, o desenvolvimento do reprocessamento teve início nos anos 70 com a implantação de uma planta piloto de reprocessamento, no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares Comissão Nacional de Energia Nuclear/São Paulo (I PEN-CNEN/SP), dando origem à uma instalação, em escala de laboratório, que operou até o início da década de 90. Parte dos rejeitos radioativos, produzidos principalmente a partir dos laboratórios analíticos está armazenados à espera de tratamento no Labora tório de Gestão de Rejeitos do IPEN-CNEN/SP, e são constituído pela mistura de fases aquosa e orgânica. Por conter compostos orgânicos, esses rejeitos não podem se solidificados diretamente com cimento, necessitando para isso, de tratamento prévio para torná-los compatíveis. Desta forma, o objetivo deste trabalho foi desenvolver uma metodologia de biodegradação dos compostos orgânicos que compõem os rejeitos radioativos líquidos orgânicos (RRLO) para que os mesmos possam ser posteriormente imobilizados em c imento. O trabalho foi dividido em três etapas, a de caracterização dos RRLO, obtenção das comunidades microbianas (da mina de urânio de Poços de Caldas e do estuário de São Sebastião) e realização de ensaios de biodegradação dos RRLO. A partir da caracterização dos rejeitos, a biodegradação do TBP e acetato de etila foram monitoradas. Os resultados mostraram que as comunidades bacterianas selecionadas foram eficientes para a degradação dos rejeitos radioativos líquidos orgânicos. Ao final dos experimentos os níveis biodegradação foram de 66% para o acetato de etila e 70% para o TBP. / The research and development program in reproces sing of low burn-up spent fuel elements began in Brazil in 70s, originating the lab -scale hot cell, known as CELESTE located at Nuclear and Energy Research Institute, IPEN - CNEN/SP. The program was ended at the beginning of 90s, and the laboratory was c losed down. Part of the radioactive waste generated mainly from the analytical laboratories is stored waiting for treatment at the Waste Management Laboratory, and it is constituted by mixture of aqueous and organic phases. The most widely used technique for the treatment of radioactive liquid wastes is the solidification in cement matrix, due to the low processing costs and compatibility with a wide variety of wastes. However, organics are generally incompatible with cement, interfering with the hydration and setting processes, and requiring pre -treatment with special additives to stabilize or destroy them. The objective of this work can be divided in three parts: i) organic compounds characterization in the radioactive liquid waste; ii) the occurrence of b acterial consortia from Poços de Caldas uranium mine soil and São Sebastião estuary sediments that are able to degrade organic compounds and third, the development of a methodology to biodegrade organic compounds from the radioactive liquid waste aiming th e cementation From the characterization analysis, TBP and ethyl acetate were chosen to be degrade d. The results showed that selected bacterial consortia were efficient for the organic liquid wastes degradation. At the end of the experiments the biodegradat ion level were 66% for ethyl acetate and 70% for the TBP.

O reprocessamento do elemento combustível constitui uma das etapas do ciclo do combustível e tem por objetivo separar U 235, U238 e Pu239 dos produtos de fissão contidos no elemento combustível queimado para reutilizá -los na fabricação de novos elementos combustíveis. No Brasil, o desenvolvimento do reprocessamento teve início nos anos 70 com a implantação de uma planta piloto de reprocessamento, no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares Comissão Nacional de Energia Nuclear/São Paulo (I PEN-CNEN/SP), dando origem à uma instalação, em escala de laboratório, que operou até o início da década de 90. Parte dos rejeitos radioativos, produzidos principalmente a partir dos laboratórios analíticos está armazenados à espera de tratamento no Labora tório de Gestão de Rejeitos do IPEN-CNEN/SP, e são constituído pela mistura de fases aquosa e orgânica. Por conter compostos orgânicos, esses rejeitos não podem se solidificados diretamente com cimento, necessitando para isso, de tratamento prévio para torná-los compatíveis. Desta forma, o objetivo deste trabalho foi desenvolver uma metodologia de biodegradação dos compostos orgânicos que compõem os rejeitos radioativos líquidos orgânicos (RRLO) para que os mesmos possam ser posteriormente imobilizados em c imento. O trabalho foi dividido em três etapas, a de caracterização dos RRLO, obtenção das comunidades microbianas (da mina de urânio de Poços de Caldas e do estuário de São Sebastião) e realização de ensaios de biodegradação dos RRLO. A partir da caracterização dos rejeitos, a biodegradação do TBP e acetato de etila foram monitoradas. Os resultados mostraram que as comunidades bacterianas selecionadas foram eficientes para a degradação dos rejeitos radioativos líquidos orgânicos. Ao final dos experimentos os níveis biodegradação foram de 66% para o acetato de etila e 70% para o TBP. / The research and development program in reproces sing of low burn-up spent fuel elements began in Brazil in 70s, originating the lab -scale hot cell, known as CELESTE located at Nuclear and Energy Research Institute, IPEN - CNEN/SP. The program was ended at the beginning of 90s, and the laboratory was c losed down. Part of the radioactive waste generated mainly from the analytical laboratories is stored waiting for treatment at the Waste Management Laboratory, and it is constituted by mixture of aqueous and organic phases. The most widely used technique for the treatment of radioactive liquid wastes is the solidification in cement matrix, due to the low processing costs and compatibility with a wide variety of wastes. However, organics are generally incompatible with cement, interfering with the hydration and setting processes, and requiring pre -treatment with special additives to stabilize or destroy them. The objective of this work can be divided in three parts: i) organic compounds characterization in the radioactive liquid waste; ii) the occurrence of b acterial consortia from Poços de Caldas uranium mine soil and São Sebastião estuary sediments that are able to degrade organic compounds and third, the development of a methodology to biodegrade organic compounds from the radioactive liquid waste aiming th e cementation From the characterization analysis, TBP and ethyl acetate were chosen to be degrade d. The results showed that selected bacterial consortia were efficient for the organic liquid wastes degradation. At the end of the experiments the biodegradat ion level were 66% for ethyl acetate and 70% for the TBP.

Rejeitos radioativos são gerados em todas as etapas do ciclo do combustível nuclear e em instituições que fazem uso de elementos radioativos. No Brasil, para que possam atender a legislação vigente, eles devem ser devidamente gerenciados e tratados. A caracterização é a etapa do gerenciamento de rejeitos radioativos que certifica e complementa as informações presentes no documento de identificação fornecido pelo gerador dos rejeitos radioativos. O objetivo desse trabalho foi desenvolver uma metodologia para caracterização de tambores de rejeitos radioativos. Neste trabalho foi utilizada a técnica de espectrometria gama associada ao método de Monte Carlo para obter e estabelecer uma relação entre as eficiências de contagens teóricas e experimentais para quatro tambores de calibração com densidades diferentes, preparados com nove tubos de PVC em seu interior. O detector de HPGe utilizado foi posicionado em três diferentes distâncias em relação a extremidade do tambor de calibração. A utilização do método de Monte Carlo mostrou-se adequado a metodologia proposta neste trabalho. / Radioactive wastes are generated at all stages of the nuclear fuel cycle and institutions that make use of radioactive elements. In Brazil, so that they can meet the current legislation, they must be properly managed and treated. The characterization is the stage of radioactive waste management that certifies and complements the information in the identification document provided by the radioactive waste generator. The aim of this study was to develop a methodology for characterization of radioactive waste drums. In this work we used the gamma spectrometry technique associated with the Monte Carlo method to obtain and establish a relationship between the efficiencies of theoretical and experimental scores for four calibration drums with different densities prepared with nine PVC tubes inside. The HPGe detector used was positioned at three different distances from the end of the calibration drum. Using the Monte Carlo method was appropriate to the methodology proposed in this work.

Fundação de Amparo a Pesquisa do Estado de Minas Gerais / Este trabalho apresenta o desenvolvimento de técnicas hidrometalúrgicos para o tratamento de licores gerados a partir de resíduos industriais da metalurgia extrativa do zinco. Um dos licores (ZnCu) contém teores significativos de zinco e cobre (29,6 g/L Zn e 37,4 g/L Cu) e o outro licor (ZnCd) contém elevados teores de zinco e cádmio (141 g/L Zn e 53,4 g/L Cd). A recuperação dos metais Zn e Cd, a partir da amostra ZnCd, foi realizada pela técnica de cementação. As variáveis de processo investigadas foram: temperatura, pH inicial do licor, tempo de reação e o excesso de pó de zinco metálico. Após a definição das melhores condições, foi obtida uma solução de sulfato de zinco com teor de 150 g/L de Zn e 0,005 g/L de Cd, passível de alimentar a etapa de eletrólise para a obtenção do zinco metálico. O cádmio metálico obtido apresentou pureza superior a 90% com uma recuperação de 99,9%. No estudo com a amostra ZnCu utilizou-se a técnica de extração por solventes (extração líquido-líquido). Foram realizados experimentos descontínuos e contínuos. Nos experimentos descontínuos, investigou-se as seguintes variáveis de processo: tipo e concentração do agente extratante, acidez da fase aquosa, relação volumétrica entre as fases e concentração do agente reextratante (solução de ácido sulfúrico). Os experimentos foram realizados em temperatura ambiente, (25 2oC) e velocidade de agitação de 500 rotações por minuto (rpm). Foram testados seis extratantes trocadores catiônicos. Três da classe dos extratantes ácidos (D2EHPA, IONQUEST801 e CYANEX272) e três da classe dos extratantes quelantes (LIX63, LIX984N e LIX612N-LV). Todos os extratantes apresentaram elevados fatores de separação, indicando alta potencialidade de obtenção dos metais zinco e cobre, separadamente, em elevada pureza. Com os extratantes D2EHPA, IONQUEST e CYANEX, os fatores de separação Zn/Cu foram 296, 323 e 361, respectivamente. Com o LIX612N-LV, obteve-se um fator de separação Cu/Zn 94, enquanto para o LIX63 e o LIX984N este fator foi de 62 e 37, respectivamente. Dentre os extratantes testados, foi selecionado o D2EHPA para o estudo das variáveis de processo e realização dos experimentos contínuos. O melhor resultado foi obtido com o D2EHPA 1 mol/L em pH de equilíbrio próximo de 2, em uma relação de fases A/O igual a 1 e tempo de contato de 10 minutos. Os ensaios de reextração foram realizados com solução de H2SO4. Os resultados mostraram que o cobre co-extraído, juntamente com o zinco, pode ser removido da fase orgânica através de uma etapa de lavagem utilizando solução diluída de ácido sulfúrico e o zinco reextraído com uma solução de H2SO4 mais concentrada (2 mol/L). Depois de selecionadas as melhores condições de processo, foram realizados cinco ensaios contínuos, até se atingir a condição ótima de separação dos metais Zn e Cu. Os experimentos de 1 a 4 foram realizados com uma solução preparada no laboratório, simulando o licor industrial. O experimento contínuo 5 foi realizado com a solução original, gerada na lixiviação do resíduo industrial, contendo 29,6 g/L Zn, 37,4 g/L Cu, 1,94 g/L Cd, 0,127 g/L Co e 0,100 g/L Ni. O experimento foi realizado nas mesmas condições operacionais do experimento 4, onde foi obtido o melhor resultado. O circuito de extração constou de 3 estágios de extração, 3 estágios de lavagem e 5 estágios de reextração. Neste experimento foi obtido um reextrato com 125 g/L Zn, 0,05 g/L Cu e teores de Cd, Co e Ni menores que 0,005 g/L. A concentração dos metais no rafinado foi de 28,6 g/L Cu, 0,49 g/L Zn, 1,48 g/L Cd, 0,080 g/L Ni e 0,098 g/L Co. / This paper presents a development of hydrometallurgic techniques for the treatment of liquors obtained from industrial residues generated in the zinc extractive metallurgy. One of the liquors (ZnCu) contains significant amounts of zinc and copper (29.6 g/L zn and 37.4 g/L Cu) and the other (ZnCd) containing high levels of zinc and cadmium (141 g/L Zn and 53.4 g/L Cd). The recovery of the Zn and Cd metals from the ZnCd sample was carried out using the cementation technique. The process variables investigated were: temperature, initial pH of the liquor, reaction time and the metallic zinc powder excess. After establishing the best conditions, a zinc sulphate solution containing 150 g/L of Zn and 0.005 g/L of Cd was obtained. This solution is capable of feeding the electrolysis stage in order to obtain metallic zinc. The level of purity of the metallic cadmium obtained by the cementation technique was higher than 90%, and the recovery rate was 99.9%. The separation of zinc and copper from the ZnCu sample was carried out using the solvent extraction technique. Non-continuous and continuous experiments were done. In the non-continuous experiment, the following process variables were investigated: type and concentration of the extractants, acidity of the aqueous phase, volume relation between the phases and the stripping agent concentration (sulphur acid solution). The experiments were carried out in a room temperature (25 2oC), and with an agitation of 500 rpm. Six cationic extractants were investigated - three acid extractants (D2EHPA, IONQUEST801 and CYANEX272) as well as three chelating extractants (LIX63, LIX984N and LIX612N-LV). All extractants presented a high separation factor and could be used in the separation process. The Zn/Cu separation factor obtained with D2EHPA, IONQUEST and CYANEX was 296, 323 and 361 respectively. The Cu/Zn separation factor obtained with LIX612N-LV was 94, whereas the one obtained for LIX63 and LIX984N was 62 and 37 respectively. Amongst the extractants tested, the D2EHPA was the one selected for the study of the variables of this process. The best result was attained with the D2EHPA 1 mol/L at an equilibrium pH near 2, and contact time of 10 minutes. The metal stripping was carried out with H2SO4. The results showed that the co-extracted copper may be scrubbed from the organic phase through a diluted sulphuric acid solution, and the zinc can be stripped with a more concentrated H2SO4 solution (2mol/L). Fifth continuous experiments were realized until an optimal condition for the separation of the metals Zn and Cu was achieved. The experiments from 1 to 4 were carried out with a solution prepared in a laboratory simulating the industrial liquor. Experiment 5, was carried out with the industrial liquor, in the same conditions of the experiment 4, which presented the best results. It was carried out in three extraction stages, three scrubbing stages and 5 stripping stages. In this experiment, a pregnant strip solution containing 125 g/L Zn, and 0.050 g/L Cu, with less than 0.005 g/L Cd, Co and Ni, from a solution containing 29.6 g/L Zn, 37.4 g/L Cu, 1.94 g/L Cd, 0.127 g/L Co and 0.100 g/L Ni was obtained. The concentration of the metals in the raffinate was 28.6 g/L Cu, 0.49 g/L Zn, 1.48 g/L Cd, 0.080 g/L Ni and 0.098 g/L Co.

Nenhuma / A implantação de um repositório para rejeitos radioativos é um projeto multidisciplinar que demanda além de especialistas de diferentes áreas do conhecimento, a interação com instituições públicas e privadas, dados e informações relacionadas com rejeitos radioativos, geologia, tecnologia etc. Todas as atividades devem estar em conformidade com as normas, requisitos e procedimentos, incluindo a legislação nacional e internacional. A manutenção dos registros de inventário dos rejeitos é um requisito importante regulamentar e deverá estar disponível até mesmo após o encerramento do repositório. O Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear CDTN está coordenando o projeto para a construção do repositório nacional para o armazenamento dos rejeitos de baixo e médio nível de radiação. A fim de consolidar todas as informações que serão provenientes deste projeto, está sendo desenvolvido e implantado no CDTN um sistema Gerenciador de banco de dados, chamado de Sistema de Gestão Integrada de dados para Repositórios de Rejeitos Radioativos (SGI3R), que também vai gerenciar todos os dados de trabalhos anteriores realizados no Brasil e em todo o mundo sobre este assunto. A proposta é criar uma estrutura de módulos, tendo como base oito módulos: inventário, seleção de sites, tipos de repositório, tecnologia, parceiros, legislação, comunicação e documentos. O SGI3R compreende a integração (inclusão, atualização e exclusão), processamento de dados, padronização e consistência entre os processos. O SGI3R dará apoio às etapas deste projeto, que permitirá a preservação de todas as informações disponíveis, evitando a duplicação de esforços e custos adicionais, melhorando, deste modo, o projeto de planejamento e execução. Adicionalmente o SGI3R permitirá o acesso às informações para todas as partes interessadas. / The implantation of a repository for radioactive wastes is a multidisciplinary project that demands in addition to specialists of different areas of knowledge, interaction with public and private institutions, data and information related to radioactive wastes, geology, technology etc. All the activities must be in accordance with norms, requirements and procedures, including national and international legislation. The maintenance of the waste inventory records is an important regulatory requirement and must be available even after the closure of the repository. The Center of Nuclear Technology Development CDTN is coordinating the Project for the construction of the national repository to store the low and intermediatelevel wastes. In order to consolidate all information that will come from this Project, it is being developed and implanted in CDTN a manager system of database, called Integrated Management System of data for Radioactive Waste Repositories (SGI3R), which will also manage all data from previous works carried out in Brazil and around the world about this subject. The proposal is to build a structure of eight modules: Inventory, Site Selection, Types of Repository, Documents, Technology, Partners, Legislation, and Communication, having initially as base the first four ones. The SGI3R comprises the data processing (inclusion, update and exclusion), integration, standardization, and consistency among the processes. The SGI3R will give support to the stages of this Project, which will allow the preservation of all the available information, preventing duplication of efforts and additional costs, improving, in this way, the Project planning and execution. Additionally the SGI3R will make possible the information access to all stakeholders.

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

[pt] Em projetos de barragens de rejeitos de mineração, normalmente existe uma grande preocupação relacionada aos aspectos construtivos e de segurança, em função do processo de lançamento de material sobre depósitos fofos de rejeitos saturados. Os maiores desafios consistem na avaliação da resistência e da deformabilidade do material de fundação, na possibilidade de ocorrência de liquefação, e no desenvolvimento e velocidade de dissipação das poropressões. Neste contexto, a Rio Paracatu Mineração (RPM) construiu um aterro experimental instrumentado em grande escala,com material de empréstimo siltoarenoso sobre o depósito de rejeito na Mina do Ouro. Este aterro experimental foi projetado e construído com 10,0 m de altura, talude frontal de 1,5H:1,0V e um talude suave com uma berma de estabilização de 4,0 m de altura no talude oposto. A fundação do aterro foi instrumentada com piezômetros elétricos de corda vibrante, inclinômetros e placas de recalque. Além da instrumentação de campo, há uma base de dados de ensaios de laboratório realizados nas universidades de Viçosa (UFV), São Carlos (USP/SC) e PUC-Rio. Todos estes dados permitem a caracterização do material do rejeito, além da determinação de parâmetros de resistência, deformabilidade, permeabilidade e adensamento. O objetivo desta Tese é contribuir para uma melhor compreensão do comportamento de barragens de rejeitos de mineração com base nas evidências laboratoriais e na retroanálise do comportamento do aterro experimental de larga escala. Para tanto, foi realizada a simulação numérica do processo construtivo do aterro experimental, buscando-se o modelo constitutivo e os parâmetros mais adequados para a representação do comportamento de solos granulares saturados. As análises numéricas foram executadas com o programa computacional Plaxis V11, de elementos finitos. Uma vez reproduzido o comportamento do aterro experimental, procedeu-se à previsão dos recalques e deslocamentos horizontais da barragem de ouro da Rio Paracatu Mineração. Os resultados mostraram que o modelo Hardening Soil permitiu a reprodução do comportamento do aterro experimental durante as etapas construtivas. A boa seleção de parâmetros, com base em um extenso programa experimental, permitiu a previsão do comportamento da barragem principal. / [en] In projects of mining tailings dams, there is usually a big concern and constructive aspects related to security, according to the release process of material on saturated tailings deposits cute. The biggest challenges consist in evaluating the strength and deformability of the foundation material, the possibility of liquefaction and speed the development and dissipation of poropressures. In this context, the Rio Paracatu Mineração (RPM) built an instrumented experimental landfill on a large scale, with sandy silty material loan on the deposit of waste in the Gold Mine. This experimental landfill was designed and constructed with 10.0 m height, front slope of 1.5 H: 1.0 V and a gentle slope with a stabilizing berm of 4.0 m high on the slope opposite. The foundation of the embankment was instrumented with vibrating string electric piezometers, inclinometers and settlement plates. Besides the instrumentation field, there is a database of laboratory tests conducted at the Universities of Viçosa (UFV), San Carlos (USP / SC) and PUC-Rio. All these data allow the characterization of tailings material, besides the determination of parameters of resistance, deformability, permeability and density. The goal of this dissertation is to contribute to a better understanding of the behavior of mining tailings dams based on laboratory evidence and backcalculation behavior of large-scale experimental landfill. Therefore, we performed a numerical simulation of the construction process of the experimental landfill, seeking the constitutive model and parameters best suited to represent the behavior of granular soils saturated. The numerical analyzes were performed with the computer program Plaxis V11, finite elements. Once reproduced the experimental behavior of the landfill, proceeded to the prediction of settlements and horizontal displacements of the dam the Rio Paracatu gold mining. The results showed that the model Hardening Soil allowed playback behavior of the experimental landfill during the construction stages. A good selection of parameters based on an extensive experimental program allowed the prediction of the behavior of the main dam.

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