As Indústrias Nucleares Brasileiras (INB) processaram 2,32 10´X POT.6\' t de minério de urânio em sua Unidade de Tratamento de Minério (UTM - Caldas) localizada no Planalto de Poços de Caldas. A instalação depositou, durante 16 anos de operação com minério de urânio, 2,39 10´X POT.9\' kg de rejeito sólido, com concentração de atividade média de 226Ra no rejeito igual a 7311 ± 184 Bq kg-1, na bacia de rejeitos radioativos. A maior parte dos átomos de 222Rn gerados no rejeito radioativo da bacia fica presa na matriz mineral, porém, uma fração se liberta dela e emana. O 222Rn ao atingir o espaço poroso do rejeito migra para a fronteira rejeito-atmosfera exalando. As propriedades características de transporte do 222Rn e dano biológico de seus descendentes transformam esta pequena cadeia de decaimentos radioativos em um flagelo da natureza. Devido a isto, a bacia de rejeitos radioativos da UTM Caldas foi o centro de estudos deste trabalho. Assim, foi desenvolvida metodologia para quantificação da taxa de exalação de 222Rn na bacia e o solo de suas imediações foi avaliado experimentalmente como material de cobertura para atenuação da sua taxa de exalação. O coletor de 222Rn desenvolvido, denominado 607, foi construído em alumínio, fundamentando-se nas propriedades de adsorção do carvão ativado. Diferentemente do coletor de grande área normatizado pela United States Environmental Protection Agency (USEPA), mostrou-se exato e preciso com relação à coadsorção de até 7,00 g de vapor dágua em tempo de amostragem menor que 5,0 dias. Estas propriedades foram verificadas devido à criação de um padrão de taxa de exalação de 222Rn preparado com caldasito, minério de urânio com alta concentração de 226Ra (26611 ± 581 Bq kg-1) moído na faixa granulométrica de 1,168 mm a 0,589 mm. Somam-se ainda as vantagens de, operacionalmente, o coletor 607 oferecer maior agilidade devido à sua área de amostragem ser 7 vezes menor que o coletor de grande área e, após montagem, aceitar armazenamento em fornos com temperaturas de 72 oC. As amostragens de taxas de exalação de 222Rn na bacia de rejeitos radioativos foram realizadas com o coletor 607 seguindo o delineamento experimental da USEPA. Os resultados médios foram: para a asa oeste, iguais a 1,30 ± 1,24 Bq m-2 s-1 no inverno de 2006 e 2,11 ± 2,12 Bq m-2 s-1 no verão de 2007; para a asa norte, iguais a 1,15 ± 1,67 Bq m-2 s-1 no inverno e 1,03 ± 1,26 Bq m-2 s-1 no verão, ambos obtidos em 2007. Estes valores permitiram avaliar uma cobertura de solo colocada sobre a bacia de rejeitos que reduzisse a taxa de exalação de 222Rn para valores abaixo do limite de 0,74 Bq m-2 s-1 da USEPA. Este estudo foi realizado em colunas de solo-rejeito utilizando solo das imediações da bacia de rejeitos e seguindo os procedimentos de compactação da United States Regulatory Nuclear Commission (USRNC). Os resultados indicaram camadas redutoras de 0,14 m e 0,20 m para as asas norte e oeste da bacia de rejeitos radioativos da UTM Caldas, respectivamente / The Brazilian uranium mining company (INB) processed 2.32 10´X POT.6\' tons of uranium ore in its ore treatment unit (UTM - Caldas), located in the Poços de Caldas plateau. During 16 years of operation, this unit discarded 2.39 10´X POT.6\' tons of solid waste in a tailing dam, with an average activity concentration of 226Ra of 7311 ± 184 Bq kg-1. Most of the atoms of 222Rn generated from the radioactive waste of the tailing dam remain bounded to the mineral structure. However, a fraction of these atoms can be released from the mineral structure and then emanate. Reaching the porous space of the waste piles, the 222Rn moves towards the interface waste-atmosphere, exhaling into the atmosphere. The featuring properties of the 222Rn transport and the biological damage caused by its progeny transform this small chain of radionuclides into a scourge of nature. Because of that, the dry area of the tailing dam was the scope of this work. A methodology was developed for quantifying the exhalation rate of 222Rn. Moreover, the soil from its surroundings was experimentally evaluated as a cover material to reduce the exhalation of 222Rn. A collector of 222Rn was developed, being denominated 607. This collector was proved to be exact and precise after laboratory tests, when a standard for 222Rn exhalation was prepared with caldasito, an uranium ore with high concentration of 226Ra (26611 ± 581 Bq kg-1), crushed to the granulometric interval from 1.168 mm to 0.589 mm. The results of 222Rn exhalation rate using the collector 607 were not influenced by the adsorption of water steam, considering sampling periods lower than 5 days and mass of water steam lower than 7 g. Sampling for measuring 222Rn exhalation rates in the dry area of the tailing dam was carried out using the collector 607, following the experimental design established by the United States Environmental Protection Agency (USEPA). The average exhalation rate in the west part of the tailing dam was 1.30 ± 1.24 Bq m-2 s-1 in the winter of 2006 and 2.11 ± 2.12 Bq m-2 s-1 in the summer of 2007; while in the north part, the exhalation rate was 1.15 ± 1.67 Bq m-2 s-1 in the winter and 1.03 ± 1.26 Bq m-2 s-1 in the summer, both results determined in 2007. An experiment was set to estimate the depth of the soil layer necessary to reduce 222Rn exhalation rate to values below the reference limit of 0.74 Bq m-2 s-1 (USEPA). This study was performed in piles of solid waste covered with soil taken from the area surrounding the tailing dam. The soil was compacted following the United States Nuclear Regulatory Commission (USNRC) procedures. The results indicated layers of 0.14 m and 0.20 m respectively for the north and west part of the tailing dam

Este trabalho apresenta os resultados de pesquisas realizadas com rejeitos de bauxitas, provenientes da usina operada pela Companhia Brasileira de Alumínio CBA, em Itamarati de Minas, MG. O circuito industrial da CBA tem operações de escrubagem, peneiramento, deslamagem e separação de minerais pesados, através de um circuito de concentração em espirais Reichert e de separação magnética. Porém, ainda são perdidos importantes teores de alumina aproveitável na fração fina, que é atualmente considerada rejeito. A flotação reversa da sílica insolúvel presente neste rejeito, seguida de separação magnética do produto deprimido, permite recuperar gibbsita, e produzir areia para construção civil e manutenção de estradas. O concentrado magnético pode ser usado como aditivo de carga na produção de cimento Portland. Portanto, o beneficiamento desta fração, além da importância econômica, vem contribuir para a conservação dos recursos minerais. Através de ensaios em bancada e em usina piloto, este trabalho demonstra a aplicabilidade deste processo a bauxitas de Miraí, sudeste de Minas Gerais. Após a separação magnética, obtém-se um concentrado com recuperações de 28,8% em massa e 81,2% metalúrgica, com 54% de alumina aproveitável e relação Al2O3/SiO2 de 12,6. Os resultados aqui obtidos indicam viabilidade para aplicação industrial do processo desenvolvido. / This research presents the results achieved by the author in recovering gibbsite from industrial bauxite tailings. The tailings samples were provided by Companhia Brasileira de Alumínio CBA, from it´s Itamarati de Minas, MG plant. The CBA´s Itamarati de Minas plant has a complete circuit of scrubbing, desliming, and heavy minerals separation in spiral concentrators, complemented by high intensity magnetic separation, but it still loses the values contained in the fine fraction of the beneficiated ore, which currently consists of a tailing. Reverse flotation of the insoluble silica present in this tailings stream, followed by magnetic separation of the depressed product, allows to recover gibbsite, and produces silica sand, which can be used in civil construction work and road maintenance. The magnetic concentrate can be used as a charge additive to Portland cement production. Thus, the beneficiation of this fraction is important both economically and for mineral resources conservation. Through experimentation on bench and at pilot plant scale tests, this work explores the feasibility of such a process to the bauxites from Miraí, southeastern Minas Gerais state. After magnetic separation, the concentrate reached available alumina grades of 54% at pilot plant, with 28.8% mass recovery and 81.2% metallurgical recovery, with a Al2O3/SiO2 ratio of 12.6. This shows viability for industrial scale application of the process.

A geração de rejeitos radioativos é consequência da diversificada atuação do Brasil na área nuclear. A necessidade de um gerenciamento eficaz vem impulsionando pesquisas em novas tecnologias para o tratamento desses rejeitos de forma a garantir a segurança e a saúde dos seres humanos, além da preservação do meio ambiente. No Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, rejeitos aquosos contendo urânio são gerados em diversas etapas do ciclo do combustível nuclear, requerendo um tratamento específico de modo a atingir níveis de inocuidade que permitam a sua liberação como rejeitos isentos. No presente estudo, a adsorção foi considerada para o tratamento desses rejeitos por ser uma técnica simples, de fácil operação e de baixo custo. Nos últimos anos, o interesse por fontes renováveis foi alavancado por questões ambientais e os resíduos agroindustriais tornaram-se uma fonte importante para a produção de novos materiais. No Brasil, o agronegócio tem uma expressiva participação na economia do país e a diversidade e a disponibilidade dos resíduos gerados em larga escala vêm se revelando como uma alternativa em potencial para a produção de adsorventes de baixo custo, como é o caso do biocarvão, que pode ser obtido através da decomposição térmica dos resíduos de biomassa. Dessa forma, esses resíduos de biomassa podem ser aproveitados para a obtenção de um material de valor agregado. Devido à sua estrutura porosa e superfície carregada, rica em grupos funcionais, os biocarvões são considerados excelentes adsorventes para metais tóxicos e, por isso, vêm conquistando o interesse de muitos cientistas nos últimos anos. A macaúba (Acrocomia aculeata) é uma palmeira nativa do cerrado e uma das mais promissoras fontes naturais e renováveis de óleo para as indústrias cosméticas, de alimentos e para a produção de biocombustíveis. O processamento do óleo da amêndoa do coco de macaúba gera um resíduo, que corresponde à casca da noz, denominado de \"endocarpo\". O presente estudo teve por objetivo demonstrar o potencial do endocarpo de macaúba como matéria-prima para a produção de biocarvão e a empregabilidade deste como material adsorvente na remoção de urânio (VI) de soluções aquosas. O biocarvão foi preparado por pirólise lenta a partir do endocarpo de macaúba em seis temperaturas diferentes (250 a 750 °C). O desempenho do processo de adsorção foi maximizado através da seleção das condições mais adequadas, ajustando-se os parâmetros que podem influenciar na adsorção: pH, dose, concentração inicial e tempo de contato. As maiores capacidades de adsorção foram obtidas para o biocarvão não-ativado produzido a 250 °C (BC250), seguido pelo biocarvão obtido a 350 °C (BC350), com eficiências de remoção de 86 % e 80 %, respectivamente. Esses resultados demonstraram o importante papel desempenhado pelos grupos funcionais de superfície na adsorção do U, hipótese que foi reforçada por meio da caracterização dos biocarvões obtidos em diferentes temperaturas. A análise elementar confirmou a redução das frações molares H/C e O/C conforme temperaturas mais elevadas foram empregadas na pirólise do endocarpo e a análise por espectroscopia no infravermelho demonstrou a crescente degradação dos grupos funcionais de superfície com o aumento da temperatura de pirólise, reduzindo a disponibilidade de sítios ligantes. Por isso, os biocarvões obtidos em temperaturas mais baixas (250 e 350 °C) apresentaram maior capacidade de troca catiônica. Além disso, a presença de grupos funcionais oxigenados tais como hidroxilas, carbonilas e carboxilas contribui para o fenômeno de quimissorção. Entretanto, o BC350 foi selecionado preferencialmente ao BC250 por apresentar um maior teor de carbono fixo, sendo, com isso, um material mais estável e, portanto, mais adequado para imobilizar U radioativo a longo-prazo. A ativação física do BC350 empregando CO2 possibilitou o aperfeiçoamento do adsorvente, obtendo-se um biocarvão com uma maior capacidade de adsorção para o U, alcançando 99,17 % de remoção. A análise por adsorção de nitrogênio mostrou que a ativação proporcionou um desenvolvimento significativo da estrutura porosa do biocarvão ativado (BC350- A), aumentando substancialmente a sua área superficial específica de 0,83 m2 g-1 para 643,12 m2 g-1. A adsorção do U(VI) pelo biocarvão de macaúba foi melhor descrita pelo modelo isotérmico de Redlich-Peterson. O melhor ajuste dos dados experimentais foi atribuído ao modelo cinético de pseudo primeira-ordem. A técnica de microfluorescência de raios X possibilitou comprovar a presença de urânio no biocarvão após a adsorção. Por fim, a aplicabilidade do BC350-A foi avaliada, em um estudo de caso, para o efluente de UF4 gerado em uma das etapas do ciclo do combustível nuclear, cuja concentração era de aproximadamente 5,1 mg L-1 de U. Após a adsorção, a concentração de U(VI) remanescente em solução foi de 107 μg L-1, ficando abaixo do limite máximo estabelecido pela Norma CNEN-NN-8.01 (217 μg L-1) evidenciando, assim, a empregabilidade do BC350-A no tratamento de rejeitos aquosos contendo U. / Radioactive wastes are generated as a consequence of Brazil\'s diverse activities in the nuclear area. The need for effective management has been driving recent researches into new technologies for the treatment of these wastes in order to ensure the safety and health of humans, as well as the preservation of the environment. At the Nuclear and Energy Research Institute, uranium-containing aqueous wastes are generated at various stages of the nuclear fuel cycle. Specific treatment is required to achieve safe levels for a proper disposal. Because of its simplicity, easiness of operation and low cost, adsorption was considered for the treatment of the radioactive aqueous wastes in the present study. In Brazil, agribusiness has a significant participation in the country\'s economy and the diversity and availability of residues generated in large-scale reveal a potential alternative for the production of low-cost adsorbents, such as biochars, which have been gaining the interest of many scientists in the last years. Biochars can be obtained by thermal decomposition of biomass residues and are excellent adsorbents for heavy metals because of their porous structure and charged surface, rich in functional groups. Macaúba (Acrocomia aculeata) is a palm tree native to the Brazilian\'s savannah and one of the most promising natural and renewable sources of oil for cosmetics, food and biofuels. The processing of almond oil of macaúba coconut produces a residue, which corresponds to the shell of the walnut, denominated \"endocarp\". The present study aimed to demonstrate the potential of the macaúba endocarp as a raw material for the production of biochar to be used as adsorbent material in the removal of uranium (VI) from aqueous solutions. The biochar was prepared from the macauba endocarp by slow pyrolysis at six different temperatures (250 to 750 °C). The performance of the adsorption process was maximized through the selection of the most suitable conditions, by properly adjusting the parameters that may influence the adsorption: pH, dose, initial concentration and contact time. The highest adsorption capacities were obtained for the non-activated biochar produced at 250 °C (BC250), followed by the biochar obtained at 350 °C (BC350), with removal efficiencies of 86 % and 80 %, respectively. These results point out to the importance of the surface functional groups in the U adsorption because they provide a large amount of binding sites. This hypothesis was reinforced through the characterization of the biochars obtained at different temperatures. Elemental analysis confirmed the reduction of the H/C and O/C molar fractions at higher pyrolytic temperatures and the infrared spectroscopy analysis demonstrated the increasing degradation of surface functional groups with growing temperatures. The presence of oxygenated functional groups such as hydroxyls, carbonyls and carboxyls contribute to the increase of the cation exchange capacity (CEC) and the biochars obtained at lower temperatures (250 and 350 °C) favor the process of adsorption by chemisorption. BC350 was preferentially selected to BC250, because of its higher fixed carbon content, thus, a more stable material and, therefore, more suitable for a long-term immobilization of radioactive U. Physical activation of BC350 resulted in an enhanced biochar, with a greater adsorption capacity for U, reaching over 99 % of removal efficiency. Nitrogen adsorption analysis showed that the activation provided a significant development of the porous structure of the activated biochar (BC350-A), substantially increasing its specific surface area from 0,83 m2 g-1 to 643,12 m2 g-1. The adsorption was better described by the Redlich-Peterson isotherm model. The best fit of the experimental data was attributed to the pseudo first-order kinetic model. The X-ray microfluorescence technique evidenced the presence of U in the biochar after adsorption. Finally, the applicability of BC350-A was evaluated for the UF4 effluent generated in one of the stages of the nuclear fuel cycle. After adsorption, the U (VI) was successfully removed from the aqueous effluent, achieving a remaining concentration of 107 μg L-1, thus proving the BC350-A applicability for the treatment of U-containing aqueous wastes.

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

O trabalho apresenta procedimentos e resultados referentes à análise de solos, rejeitos ferrosos de origem mínero-metalúrgica, ligas ferrosas e minérios ferrosos por espectroscopia de fluorescência de raios X com dispersão de energia (EDXRF), com vistas especialmente à identificação e quantificação de metais pesados em ensaios realizados com equipamento portátil. Para solos e lamas, foram realizados estudos com e sem o recurso de adições de padrões internos. Em ambos os casos, foram ignorados os teores de elementos leves importantes como alumínio e silício. Sem a adição de padrões internos, não se obtiveram resultados absolutos, e os teores dos elementos claramente identificados eram expressos de modo relativo. Com a adição de padrões internos, foi possível expressar os teores daqueles elementos como valores absolutos. Para a análise de ligas ferrosas e minérios, utilizou-se o recurso da fluorescência secundária com alvo de ferro, para aumentar a excitação dos elementos mais leves que o ferro e diminuir a intensidade dos picos de escape da família Fe-K. Com este recurso, obteve-se uma elevada correlação entre as áreas dos picos destes elementos e seus teores nominais. Para determinação dos elementos mais pesados que o ferro, utilizou-se o feixe direto. Foi elaborada metodologia para conciliar os resultados obtidos com feixe direto e os obtidos com fluorescência secundária, obtendo-se uma boa aderência aos valores dos teores nominais. Complementarmente o trabalho apresenta uma forma alternativa de estimar erros quantitativos, baseando-se em simulações de espectros, e traz uma forma de visualizar o espectro sob o domínio da frequência para encontrar e remover ruído. / The work presents procedures and results concerning the analysis of soils, ferrous wastes of mineral-metallurgical origin, ferrous alloys and ferrous minerals by Energy-Dispersive X-ray Fluorescence spectroscopy (EDXRF), with a special focus on the identification and quantification of heavy metals in tests performed with portable equipment. For soils and sludges, studies were carried out with and without the use of additions of internal standards. In both cases, the contents of important light elements such as aluminum and silicon were ignored. Without the addition of internal standards, no absolute results were obtained, and the contents of the clearly identified elements were expressed in relative terms. With the addition of internal standards, it was possible to express the contents of these elements as absolute values. For the analysis of ferrous alloys and ores, the secondary fluorescence with iron target was used to increase the excitation of lighter elements than iron and to reduce the intensity of the escape peaks of the Fe-K family. With this feature, a high correlation was obtained between the areas of the peaks of these elements and their nominal contents. To determine the elements heavier than iron, the direct beam was used. A methodology was developed to reconcile the results obtained with direct beam and those obtained with secondary fluorescence, obtaining a good adhesion to the values of the nominal values. In addition, the work presents an alternative way of estimating quantitative errors, based on spectra simulations, and provides a way to visualize the spectrum under the frequency domain to find and remove noise.

Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / No sudeste do Brasil, uma mina de urânio desativada gera água ácida em pH 2,7 contendo concentrações significativas de urânio e outros elementos como manganês, ferro, zinco e sulfato. A remoção destes contaminantes da água ácida até limites aceitáveis de descarte ocorre por precipitação dos elementos usando cal. O procedimento de precipitação tem sido adotado por mais de vinte anos e gera lama que é disposta na cava da mina desativada. O presente estudo consiste na caracterização de diferentes amostras desta lama, identificadas como Lama Antiga, Intermediária e Fresca, de acordo com o tempo de disposição, e na sua classificação, de acordo com procedimentos padrões de lixiviação para avaliar a resolubilização destes contaminantes e sua migração para o meio ambiente. Os resultados mostram que apesar de classificada como não perigosa, as amostras não são inertes, o que significa que requer um local específico para disposição em vez da mina desativada. Os íons fluoreto e sulfato são responsáveis pela instabilidade química das amostras. Outros elementos como ferro, zinco, manganês, urânio e alumínio foram também identificados em concentrações significativas. O urânio está presente na forma de óxidos amorfos, em concentrações de 0,24 a 0,64%. Os principais minerais presentes nas amostras, de acordo com difração de raios X, são Etringita (Ca6Al2(SO4)3(OH)12), Gipso (CaSO4.2H2O) e Calcita (CaCO3) e os constituintes minoritários são Fluorita (CaF2), Gibbsita (Al2O3.3H2O) e Portlandita (Ca(OH)2). O comportamento térmico da lama, determinado a partir da técnica de TGA/DTA, permitiu identificar o pico referente à Etringita e da decomposição de Calcita das Lamas Fresca, Intermediária e Antiga. Outra técnica utilizada na caracterização das lamas foi microssonda eletrônica (EDS) que permitiu a determinação de elementos como Fe, Al, C, O, S, terras raras, entre outros e sugeriu-se a associação de U ao Fe na Lama Antiga. Foram realizados testes de extração sequencial e verificou-se basicamente que o urânio encontra-se como íon trocável ou associado a carbonatos e óxidos de cálcio. Os elementos cálcio e sulfato foram removidos na fase solúvel e o fluoreto, em sua maioria, na fase de oxihidróxido de Fe e Mn amorfos podendo também ter sido solubilizado na forma de sais de sódio e potássio. Os elementos ferro, manganês, zinco e alumínio foram extraídos majoritariamente nas fases carbonatos e óxidos de cálcio e na fase de oxihidróxido de Fe e Mn amorfos. O procedimento de extração sequencial utilizado apresentou eficiência superior a 91% de extração para os elementos avaliados. A contagem alfa e beta total e de determinação de radionuclídeos encontram-se de acordo com o estabelecido por norma, mas por se tratar de área utilizada como depósito de estéreis ou rejeitos de mineração, devem ser avaliadas de forma específica. A caracterização química, mineralógica e a extração sequencial permitiram estabelecer semelhanças e diferenças entre as amostras e correlacioná-las com as diferentes condições ambientais a que são submetidas. / In southeastern Brazil, a closed uranium mine produces acid mine water at pH 2.7 which contains significant concentrations of uranium and other elements like manganese, sulfate, iron and zinc. The contaminants are removed from the acid water to acceptable limits through the precipitation of the elements with lime. This precipitation procedure has been adopted over fifteen years and the sludge generated has been disposed of into the mine opening. The present study consists of the characterization of different samples of the sludge, identified as Old, Intermediate and Fresh Sludge and their classification according to leaching standard procedures in order to assess the resolubilization of the contaminants and their migration to the environment. Despite being classified as non toxic, the samples are not inert, which means that a specific site other than the mine cave is required for their disposal. Fluoride and sulfate are responsible for the chemical instability of the samples. Other elements, like Fe, Zn, Mn, U and Al, are present in significant concentrations. Uranium is present as an amorphous oxide in concentrations from 0,24 to 0,64%. The main minerals in the samples, according to X-ray diffraction, are Ettringite (Ca6Al2(SO4)3(OH)12), Gypsum (CaSO4.2H2O) and Calcite (CaCO3) and their minor constituents are Fluorite (CaF2), Gibbsite (Al2O3.3H2O) and Portlandite (Ca(OH)2). Through TGA/DTA analysis, the peak of Ettringite and the decomposition of Calcite from Fresh, Intermediate and Old Sludges was identified. Another technique used to characterize the samples was the electron microprobe scanning with energy dispersive spectroscopy (EDS), which detected elements such as: Fe, Al, C, O, S, rare earths, among others and also suggested association with U and Fe in the Old Sludge. Sequential extraction tests were performed and, basically, it was verified that uranium occurs as exchangeable ion or associated with carbonates and calcium oxides. Calcium and sulphate were removed in the step corresponding to soluble phase and the majority of the fluoride was extracted in the step corresponding to iron and manganese amorphous oxi-hydroxide. The fluoride was also dissolved in the step corresponding to soluble phase and in the step corresponding to carbonate, suggesting that it derives from Na and K salts. The elements iron, manganese, zinc and aluminium were mostly extracted in the step corresponding to carbonates and calcium oxides and also in the iron and manganese amorphous oxi-hydroxide step. Sequential extraction procedure showed efficiency higher than 91%. The total alpha and beta values and radionuclides contents complies with the standard limits established by CNEN 3.01, but in case of great quantities of rocks or mining tailings that involves radioactive materials, the limits must be set according to specific assessment. Chemical and mineralogical characterization and sequential extraction made possible the assessment of similarities and differences between the samples, besides correlating them with the different environmental conditions that they are submitted.

Nenhuma / O Projeto RBMN tem como objetivo a implantação do Repositório Nacional para rejeitos de baixo e médio nível de radiação e no contexto de seu gerenciamento a gestão de riscos é um dos fatores cruciais. Diante do potencial impacto ambiental que poderia ser causado pela gestão inadequada de resíduos radioativos, torna-se essencial a implantação de um repositório nacional com um plano de gestão eficaz que reduza radicalmente as probabilidades de ocorrência de incidentes. O presente trabalho teve o objetivo de desenvolver a metodologia de gerenciamento de riscos para o Projeto RBMN, levando em consideração suas especificidades. Para isso, foi feito um estudo abrangente do Projeto, da gestão de rejeitos radioativos, incluindo repositórios, de gerenciamento de projetos e de gerenciamento de riscos. A solução proposta teve como referência as metodologias mais usadas atualmente para gerenciamento de riscos. Constata-se que os processos são praticamente os mesmos para todas elas, variando a forma de aplicação. Nota-se também que todas são aderentes ao guia PMBOK do PMI, que é amplamente reconhecido como guia das melhores práticas em gerenciamento de projetos. O estudo do Projeto RBMN revelou que o nível de maturidade em gestão de projetos e riscos da instituição e das partes interessadas era baixo, ou seja, ainda não existia a cultura de gerenciamento de riscos entre os profissionais responsáveis pelo Projeto. Para adequar-se a essa realidade e aumentar as chances de sucesso, foi desenvolvida uma metodologia simples, porém robusta, que permite absorver a evolução do nível de maturidade das partes interessadas e da instituição, considerando os fatores ambientais, culturais e ativos dos processos organizacionais. Como consequência do trabalho, houve um nivelamento de conhecimento em gerenciamento de riscos entre os integrantes da equipe do projeto e conscientização quanto à importância do gerenciamento de riscos no mundo atual, considerando principalmente as facilidades de comunicação nas mídias e o desconhecimento da população sobre o tema central do projeto. A utilização correta da metodologia permite ações proativas que podem potencializar as oportunidades e reduzir as probabilidades e impactos das ameaças ao sucesso do projeto. É importante criar uma estrutura de governança de riscos, inicialmente para o Projeto RBMN e que possa evoluir para uma estrutura central para toda a CNEN. Considerando que o Projeto envolve todo o público brasileiro e que os acontecimentos sócio-políticos que estão acontecendo no Brasil podem influenciar diretamente nos rumos do Projeto, a CNEN deve estar preparada para levar a informação correta de forma clara a todos os nichos da população, bem como formar uma base sólida para que as gerações futuras que gerenciarão as etapas posteriores possam ter segurança quanto aos processos já executados. / The RBMN Project aims the implementation of the National Repository for low- and intermediate-level radioactive waste, and risk management is a crucial factor in its context. Given the potential environmental impact that could be caused by improper radioactive disposal, it is essential to implement the national repository with an effective management plan that radically reduces the probability of incident occurrence. This study aimed to develop a risk management methodology for the RBMN Project, taking into account its specificities. With this objective, the Project and a theoretical framework were studied, including the issues involved in the management of radioactive waste: radioactive disposal, repositories, project management and risk management. The proposed solution has used the most currently used methodologies for risk management. It is noticed that the processes are essentially the same for all of them, although ways of applying may vary. It is also noticed that they all adhere to the PMI PMBOK, which is widely recognized as a best practice guide on project management. The study of the RBMN Project revealed that the maturity level in project and risk management of both the institution and its stakeholders was low. That is, there was not a culture of risk management among the professionals responsible for the project. To adapt to this reality and increase the chances of success, a simple, yet robust, methodology was developed, which takes into account the evolving maturity level of the stakeholders and the institution, considering organizational process assets, environmental and cultural factors. As a consequence of this work, there was a leverage of risk management knowledge among the staff members of the Project, and increased awareness on the importance of risk management nowadays, especially considering the ease of communication in the media and the lack of knowledge of the population on the central theme the project.

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.

A geração de rejeitos radioativos é consequência da diversificada atuação do Brasil na área nuclear. A necessidade de um gerenciamento eficaz vem impulsionando pesquisas em novas tecnologias para o tratamento desses rejeitos de forma a garantir a segurança e a saúde dos seres humanos, além da preservação do meio ambiente. No Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, rejeitos aquosos contendo urânio são gerados em diversas etapas do ciclo do combustível nuclear, requerendo um tratamento específico de modo a atingir níveis de inocuidade que permitam a sua liberação como rejeitos isentos. No presente estudo, a adsorção foi considerada para o tratamento desses rejeitos por ser uma técnica simples, de fácil operação e de baixo custo. Nos últimos anos, o interesse por fontes renováveis foi alavancado por questões ambientais e os resíduos agroindustriais tornaram-se uma fonte importante para a produção de novos materiais. No Brasil, o agronegócio tem uma expressiva participação na economia do país e a diversidade e a disponibilidade dos resíduos gerados em larga escala vêm se revelando como uma alternativa em potencial para a produção de adsorventes de baixo custo, como é o caso do biocarvão, que pode ser obtido através da decomposição térmica dos resíduos de biomassa. Dessa forma, esses resíduos de biomassa podem ser aproveitados para a obtenção de um material de valor agregado. Devido à sua estrutura porosa e superfície carregada, rica em grupos funcionais, os biocarvões são considerados excelentes adsorventes para metais tóxicos e, por isso, vêm conquistando o interesse de muitos cientistas nos últimos anos. A macaúba (Acrocomia aculeata) é uma palmeira nativa do cerrado e uma das mais promissoras fontes naturais e renováveis de óleo para as indústrias cosméticas, de alimentos e para a produção de biocombustíveis. O processamento do óleo da amêndoa do coco de macaúba gera um resíduo, que corresponde à casca da noz, denominado de \"endocarpo\". O presente estudo teve por objetivo demonstrar o potencial do endocarpo de macaúba como matéria-prima para a produção de biocarvão e a empregabilidade deste como material adsorvente na remoção de urânio (VI) de soluções aquosas. O biocarvão foi preparado por pirólise lenta a partir do endocarpo de macaúba em seis temperaturas diferentes (250 a 750 °C). O desempenho do processo de adsorção foi maximizado através da seleção das condições mais adequadas, ajustando-se os parâmetros que podem influenciar na adsorção: pH, dose, concentração inicial e tempo de contato. As maiores capacidades de adsorção foram obtidas para o biocarvão não-ativado produzido a 250 °C (BC250), seguido pelo biocarvão obtido a 350 °C (BC350), com eficiências de remoção de 86 % e 80 %, respectivamente. Esses resultados demonstraram o importante papel desempenhado pelos grupos funcionais de superfície na adsorção do U, hipótese que foi reforçada por meio da caracterização dos biocarvões obtidos em diferentes temperaturas. A análise elementar confirmou a redução das frações molares H/C e O/C conforme temperaturas mais elevadas foram empregadas na pirólise do endocarpo e a análise por espectroscopia no infravermelho demonstrou a crescente degradação dos grupos funcionais de superfície com o aumento da temperatura de pirólise, reduzindo a disponibilidade de sítios ligantes. Por isso, os biocarvões obtidos em temperaturas mais baixas (250 e 350 °C) apresentaram maior capacidade de troca catiônica. Além disso, a presença de grupos funcionais oxigenados tais como hidroxilas, carbonilas e carboxilas contribui para o fenômeno de quimissorção. Entretanto, o BC350 foi selecionado preferencialmente ao BC250 por apresentar um maior teor de carbono fixo, sendo, com isso, um material mais estável e, portanto, mais adequado para imobilizar U radioativo a longo-prazo. A ativação física do BC350 empregando CO2 possibilitou o aperfeiçoamento do adsorvente, obtendo-se um biocarvão com uma maior capacidade de adsorção para o U, alcançando 99,17 % de remoção. A análise por adsorção de nitrogênio mostrou que a ativação proporcionou um desenvolvimento significativo da estrutura porosa do biocarvão ativado (BC350- A), aumentando substancialmente a sua área superficial específica de 0,83 m2 g-1 para 643,12 m2 g-1. A adsorção do U(VI) pelo biocarvão de macaúba foi melhor descrita pelo modelo isotérmico de Redlich-Peterson. O melhor ajuste dos dados experimentais foi atribuído ao modelo cinético de pseudo primeira-ordem. A técnica de microfluorescência de raios X possibilitou comprovar a presença de urânio no biocarvão após a adsorção. Por fim, a aplicabilidade do BC350-A foi avaliada, em um estudo de caso, para o efluente de UF4 gerado em uma das etapas do ciclo do combustível nuclear, cuja concentração era de aproximadamente 5,1 mg L-1 de U. Após a adsorção, a concentração de U(VI) remanescente em solução foi de 107 μg L-1, ficando abaixo do limite máximo estabelecido pela Norma CNEN-NN-8.01 (217 μg L-1) evidenciando, assim, a empregabilidade do BC350-A no tratamento de rejeitos aquosos contendo U. / Radioactive wastes are generated as a consequence of Brazil\'s diverse activities in the nuclear area. The need for effective management has been driving recent researches into new technologies for the treatment of these wastes in order to ensure the safety and health of humans, as well as the preservation of the environment. At the Nuclear and Energy Research Institute, uranium-containing aqueous wastes are generated at various stages of the nuclear fuel cycle. Specific treatment is required to achieve safe levels for a proper disposal. Because of its simplicity, easiness of operation and low cost, adsorption was considered for the treatment of the radioactive aqueous wastes in the present study. In Brazil, agribusiness has a significant participation in the country\'s economy and the diversity and availability of residues generated in large-scale reveal a potential alternative for the production of low-cost adsorbents, such as biochars, which have been gaining the interest of many scientists in the last years. Biochars can be obtained by thermal decomposition of biomass residues and are excellent adsorbents for heavy metals because of their porous structure and charged surface, rich in functional groups. Macaúba (Acrocomia aculeata) is a palm tree native to the Brazilian\'s savannah and one of the most promising natural and renewable sources of oil for cosmetics, food and biofuels. The processing of almond oil of macaúba coconut produces a residue, which corresponds to the shell of the walnut, denominated \"endocarp\". The present study aimed to demonstrate the potential of the macaúba endocarp as a raw material for the production of biochar to be used as adsorbent material in the removal of uranium (VI) from aqueous solutions. The biochar was prepared from the macauba endocarp by slow pyrolysis at six different temperatures (250 to 750 °C). The performance of the adsorption process was maximized through the selection of the most suitable conditions, by properly adjusting the parameters that may influence the adsorption: pH, dose, initial concentration and contact time. The highest adsorption capacities were obtained for the non-activated biochar produced at 250 °C (BC250), followed by the biochar obtained at 350 °C (BC350), with removal efficiencies of 86 % and 80 %, respectively. These results point out to the importance of the surface functional groups in the U adsorption because they provide a large amount of binding sites. This hypothesis was reinforced through the characterization of the biochars obtained at different temperatures. Elemental analysis confirmed the reduction of the H/C and O/C molar fractions at higher pyrolytic temperatures and the infrared spectroscopy analysis demonstrated the increasing degradation of surface functional groups with growing temperatures. The presence of oxygenated functional groups such as hydroxyls, carbonyls and carboxyls contribute to the increase of the cation exchange capacity (CEC) and the biochars obtained at lower temperatures (250 and 350 °C) favor the process of adsorption by chemisorption. BC350 was preferentially selected to BC250, because of its higher fixed carbon content, thus, a more stable material and, therefore, more suitable for a long-term immobilization of radioactive U. Physical activation of BC350 resulted in an enhanced biochar, with a greater adsorption capacity for U, reaching over 99 % of removal efficiency. Nitrogen adsorption analysis showed that the activation provided a significant development of the porous structure of the activated biochar (BC350-A), substantially increasing its specific surface area from 0,83 m2 g-1 to 643,12 m2 g-1. The adsorption was better described by the Redlich-Peterson isotherm model. The best fit of the experimental data was attributed to the pseudo first-order kinetic model. The X-ray microfluorescence technique evidenced the presence of U in the biochar after adsorption. Finally, the applicability of BC350-A was evaluated for the UF4 effluent generated in one of the stages of the nuclear fuel cycle. After adsorption, the U (VI) was successfully removed from the aqueous effluent, achieving a remaining concentration of 107 μg L-1, thus proving the BC350-A applicability for the treatment of U-containing aqueous wastes.

Devido a grande quantidade de resíduos gerados pelas empresas mineradoras e suas severas conseqüências com relação ao meio ambiente, estudos sobre estruturas de acondicionamento desses resíduos e garantia de sua estabilidade vêm adquirindo importância crescente. Neste contexto, o destino final dos resíduos recebe atenção especial por parte das mineradoras, especificamente em relação aos rejeitos finos ('lama') gerados no processo de beneficiamento. O presente trabalho apresenta uma nova técnica de desaguamento e disposição de rejeitos de mineração, baseada na utilização de tubos geotêxteis, na qual estes retêm os sedimentos, reduzindo o volume e aumentando a porcentagem de matéria sólida. Os resultados obtidos discutem as solicitações hidráulicas e mecânicas que influenciam no comportamento dos tubos quanto à eficiência do desaguamento, da filtração e estabilidade dessas estruturas. Para avaliar o desempenho da técnica em rejeitos de mineração, foram realizados ensaios de campo e laboratório com três tipos de rejeitos de mineração de fosfato, com características variando de muito fina a granular, comparando-se o comportamento em ensaios de cone e de bolsa suspensa, com filtração por camada simples de geotêxtil tecido e por camada dupla (geotêxtil tecido mais não-tecido). A análise dos resultados mostra um excelente desempenho destes sistemas para o rejeito considerado mais problemático (fino, com baixo teor de sólidos e deposição lenta). Mostrou ainda, que a presença da camada de geotêxtil não-tecido permitiu reduzir o tempo de desaguamento, sendo este efeito bem mais relevante no caso do rejeito granular.