A demanda por combustível nuclear para reatores de pesquisa está aumentando em nível mundial, enquanto várias de suas fábricas têm pequeno volume de produção. Este trabalho estabeleceu um modelo conceitual com duas estratégias para o aumento da capacidade produtiva dessas fábricas. Foram abordadas as fábricas que produzem elementos combustíveis tipo placa carregados com LEU U3Si2-Al, tipicamente usados em reatores nucleares de pesquisa. A primeira estratégia baseia-se na literatura da área de administração da produção e é uma prática frequente nas fábricas em geral. A segunda estratégia aproveita a possibilidade de desmembrar setores produtivos, comum em instalações de produção de combustível nuclear. Ambas as estratégias geraram diferentes cenários de produção, os quais devem ser seguros em relação à criticalidade. Foram coletados dados de uma fábrica real de combustível nuclear para reatores de pesquisa. As duas estratégias foram aplicadas a esses dados com a finalidade de testar o modelo proposto, o que configurou um estudo de caso. A aplicação das estratégias aos dados coletados deu-se por meio de simulação de eventos discretos em computador. Foram criados diversos modelos de simulação para abranger todos os cenários gerados, de forma que o teste indicou um aumento da capacidade produtiva de até 207% sem necessidade de aquisição de novos equipamentos. Os resultados comprovam que o modelo atingiu plenamente o objetivo proposto. Como principal conclusão pode-se apontar a eficácia do modelo proposto, fato que foi validado pelos dados da fábrica. / Although many nuclear fuel factories have small production volumes, the demand for nuclear fuel for research reactors is increasing worldwide. This work established a conceptual model with two strategies to increase the production capacity of these factories. We addressed factories that produce plate-type fuel elements loaded with LEU U3Si2-Al, which are typically used in nuclear research reactors. The first strategy is based on production management literature and is a regular practice in general manufacturing plants. The second strategy takes advantage of the fact that productive sectors can be separated in nuclear fuel production facilities. Both strategies have generated different production scenarios that are assumed to be safe in relation to nuclear criticality. We collected data from a real plant that produces nuclear fuel for research reactors and applied the model to that data, aiming to test the proposed model by setting up a case study. Through the use of computer software, we applied the two strategies to this data by means of discrete events simulation and created several simulation models in order to cover all generated scenarios. Our tests indicated an increase of up to 207% in productive capacity without the need of acquiring new equipment, thus showing that the model has fully achieved its proposed objective. One of the main conclusions that we point out is the models effectiveness, which was validated by the factory data.

Submitted by Ana Hilda Fonseca (anahilda@ufba.br) on 2013-04-03T14:38:28Z No. of bitstreams: 2 Juracir Santos 2011-212 SLCF.docx: 14953 bytes, checksum: ecc1d6899f344c253ec324748e3c4cc7 (MD5) Tese - Juracir Silva Santos.pdf: 2944425 bytes, checksum: 25ce15e90c56cd72422b47a715f94a0f (MD5) / Rejected by Ana Hilda Fonseca(anahilda@ufba.br), reason: Retirar arquivo em doc on 2013-04-16T16:32:47Z (GMT) / Submitted by Ana Hilda Fonseca (anahilda@ufba.br) on 2013-04-16T16:38:31Z No. of bitstreams: 1 Tese - Juracir Silva Santos.pdf: 2944425 bytes, checksum: 25ce15e90c56cd72422b47a715f94a0f (MD5) / Approved for entry into archive by Ana Hilda Fonseca(anahilda@ufba.br) on 2013-04-16T16:39:25Z (GMT) No. of bitstreams: 1 Tese - Juracir Silva Santos.pdf: 2944425 bytes, checksum: 25ce15e90c56cd72422b47a715f94a0f (MD5) / Made available in DSpace on 2013-04-16T16:39:26Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Tese - Juracir Silva Santos.pdf: 2944425 bytes, checksum: 25ce15e90c56cd72422b47a715f94a0f (MD5) / CAPES / O trabalho foi desenvolvido no âmbito do projeto 993/2007 – “Desenvolvimento de estratégias analíticas para a determinação de urânio em amostras ambientais e industriais – Monitoramento ambiental da cidade de Caetité, Bahia” e viabilizado através de uma parceria firmada entre a Universidade Federal da Bahia e a Comissão Nacional de Energia Nuclear. Neste trabalho foram desenvolvidas estratégias para a determinação de urânio em amostras de águas naturais e efluentes provenientes de mina de urânio. Uma avaliação crítica da determinação de urânio por espectrometria de emissão óptica com plasma indutivamente acoplado (ICP OES) foi realizada usando planejamentos fatoriais e Doehlert envolvendo as variáveis: concentração de ácido, potência de radiofrequência e vazão do gás de nebulização. Simultaneamente, cinco linhas de emissão foram estudadas (367,007; 385,464; 385,957; 386,592 e 409,013 nm), na presença de HNO3, H3C2OOH ou HCl. As determinações empregando o HNO3 foram as mais sensíveis. Entre as variáveis estudadas, a vazão do gás de nebulização foi a mais significativa, para as cinco linhas de emissão. A presença de cálcio causou interferência na intensidade de emissão de algumas linhas e ferro não interferiu (pelo menos até 10 mg L−1) nas cinco linhas estudadas. A presença de outros 13 elementos foi avaliada simultaneamente e, não afetou a intensidade de emissão. Sob condições otimizadas, usando a linha 385,957 nm, o método permite a determinação de urânio com limite de quantificação de 30 μg L−1 e precisão, expressa como RSD, menor que 2,2% para as concentrações de urânio de 500 e 1000 μg L−1. Na segunda estratégia, um procedimento em fluxo, com alta sensibilidade foi proposto para a determinação de urânio em amostras de água. Uma cela de caminho óptico de 100 cm baseada em guia de onda com núcleo líquido (LCW) foi usada para aumentar a sensibilidade do método do arsenazo III e possibilitar a detecção de urânio para atender aos limites estabelecidos pela legislação ambiental vigente. O sistema de fluxo foi desenvolvido com microbombas solenoide, a fim de melhorar a mistura e minimizar o consumo de reagente, bem como a geração de resíduos. A resposta linear do método observada foi 5,0-150,0 µg L-1, com limite de detecção, RSD e frequência de amostragem estimados em 1,3 µg L-1 (99,7% de confiança), 0,7% (n = 20) e 40 determinações por hora, respectivamente. O consumo de arsenazo III foi reduzido em 1250 vezes em comparação com um procedimento de pré-concentração em fase sólida. A exatidão dos métodos foi confirmada pela análise de dois materiais de referência de laboratório fornecido pela CNEN. Além disso, uma amostra de efluente foi analisada por espectrometria de massas com plasma indutivamente acoplado (ICP-MS) e as recuperações foram satisfatórias. Os métodos desenvolvidos foram aplicados na determinação de urânio em água potável, de rio e de poço, e efluentes industriais provenientes das minas de extração de urânio da cidade de Caetité. Os resultados encontrados para urânio em amostras de água potável de Caetité estavam abaixo do limite de quantificação dos métodos, exceto para uma amostra de água de poço subterrâneo (17,0 ± 0,8 µg L-1) e uma amostra de água de rio coletada nas imediações da mina (9,6 ± 0,8 µg L-1). / Salvador

A demanda por combustível nuclear para reatores de pesquisa está aumentando em nível mundial, enquanto várias de suas fábricas têm pequeno volume de produção. Este trabalho estabeleceu um modelo conceitual com duas estratégias para o aumento da capacidade produtiva dessas fábricas. Foram abordadas as fábricas que produzem elementos combustíveis tipo placa carregados com LEU U3Si2-Al, tipicamente usados em reatores nucleares de pesquisa. A primeira estratégia baseia-se na literatura da área de administração da produção e é uma prática frequente nas fábricas em geral. A segunda estratégia aproveita a possibilidade de desmembrar setores produtivos, comum em instalações de produção de combustível nuclear. Ambas as estratégias geraram diferentes cenários de produção, os quais devem ser seguros em relação à criticalidade. Foram coletados dados de uma fábrica real de combustível nuclear para reatores de pesquisa. As duas estratégias foram aplicadas a esses dados com a finalidade de testar o modelo proposto, o que configurou um estudo de caso. A aplicação das estratégias aos dados coletados deu-se por meio de simulação de eventos discretos em computador. Foram criados diversos modelos de simulação para abranger todos os cenários gerados, de forma que o teste indicou um aumento da capacidade produtiva de até 207% sem necessidade de aquisição de novos equipamentos. Os resultados comprovam que o modelo atingiu plenamente o objetivo proposto. Como principal conclusão pode-se apontar a eficácia do modelo proposto, fato que foi validado pelos dados da fábrica. / Although many nuclear fuel factories have small production volumes, the demand for nuclear fuel for research reactors is increasing worldwide. This work established a conceptual model with two strategies to increase the production capacity of these factories. We addressed factories that produce plate-type fuel elements loaded with LEU U3Si2-Al, which are typically used in nuclear research reactors. The first strategy is based on production management literature and is a regular practice in general manufacturing plants. The second strategy takes advantage of the fact that productive sectors can be separated in nuclear fuel production facilities. Both strategies have generated different production scenarios that are assumed to be safe in relation to nuclear criticality. We collected data from a real plant that produces nuclear fuel for research reactors and applied the model to that data, aiming to test the proposed model by setting up a case study. Through the use of computer software, we applied the two strategies to this data by means of discrete events simulation and created several simulation models in order to cover all generated scenarios. Our tests indicated an increase of up to 207% in productive capacity without the need of acquiring new equipment, thus showing that the model has fully achieved its proposed objective. One of the main conclusions that we point out is the models effectiveness, which was validated by the factory data.

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior - CAPES / The Uraniferous Province of Lagoa Real, in the region of Caetité, located in midwest Bahia State, is considered the most important uraniferous reserve of Brazil. Because it is a uranium mining region, it is important to be evaluated and monitored in order to obtain information on the chemical composition and concentration of radionuclides in water and soil. In this study we determined the specific activity of some radionuclides in soil and water samples collected in February 2014, when high rainfall in the region. The concentration of the activities of radionuclides 226,228Ra and 234,238U in water samples and radionuclides 226Ra, 232Th and 40K in soil samples were found by different techniques of nuclear spectrometry. The water samples showed higher specific activity (134 + 4) mBq / L for 226Ra and (208 + 9) mBq / L for 228Ra. Concerning the isotopes of uranium, the highest activity in the water was (172 + 10) mBq / L for 238U and (447 + 20) mBq / L for 234U. In the soil samples was noted that especially the 40K was most active. The highest value obtained for this radioactive nuclide was (155 + 11) .10 Bq / kg. In samples sand beaches of Rio de Janeiro and Aracaju, used as a reference, the highest activity was the 232Th with (36.4 + 6.1) Bq / kg, and for the 40K all showed a specific activity of < 50 Bq / kg. The soil samples represented very low specific activity for radionuclides investigated, compared to the values established in the Brazilian criteria for exclusion, exemption and waiver as radiation protection requirement. The effective doses were calculated from the activity concentrations of radioactive nuclides in water and their dose coefficients. Two samples exceeded the limits recommended by the WHO that is 100 mSv / a, (144.2 mSv / a) and (102.2 mSv / a), but both are not ingested by the population. The most effective dose calculated for water samples ingested by the population was 58.6 mSv / a, value within the recommended limit. From the data obtained, it can be concluded that the samples did not indicate a high concentration as TENORM and that there seems to be contamination of Caetité region due handling ore in the region. The presence of radionuclides in the samples is due to the nature of the soil region and the operation of uranium. / A Província Uranífera de Lagoa Real, na região de Caetité e Lagoa Real, situado no centro sul da Bahia, atualmente é considerada a mais importante reserva uranífera do Brasil. Por se tratar de uma região de exploração do minério de urânio, é importante ser avaliada e monitorada para que se obtenham informações da composição química e concentração de radionuclídeos na água e no solo. Neste trabalho determinou-se a atividade específica de alguns radionuclídeos em amostras de águas e solos coletadas em fevereiro de 2014, época de alto índice pluviométrico na região. A concentração das atividades dos radionuclídeos 226,228Ra e 234,238U em amostras de água e dos radionuclídeos 226Ra, 232Th e 40K em amostras de solos foram encontrados por diferentes técnicas de espectrometria nuclear. A amostra de água com maior atividade específica apresentou (134 + 4) mBq/L para 226Ra e (208 + 9) mBq/L para 228Ra. Tratando-se isótopos de urânio, a maior atividade na água foi de (172 + 10) mBq/L para o 238U e de (447 + 20) mBq/L para 234U. Nas amostras de solo foi notado que especialmente o 40K apresentou maior atividade. O maior valor obtido para este nuclídeo radioativo foi (155 + 11).10 Bq/kg. Em amostras de areia de praias do Rio de Janeiro e de Aracaju, usadas como referência, a maior atividade foi do 232Th com (36,4 + 6,1) Bq/kg, sendo que para o 40K todas apresentaram uma atividade específica de < 50 Bq/kg. As amostras de solos representaram muito baixa atividade específica para os radionuclídeos investigados, comparadas aos valores estabelecidos nos critérios brasileiros de exclusão, isenção e dispensa como requisito de proteção radiológica. As doses efetivas foram calculadas a partir das concentrações de atividade dos nuclídeos radioativos encontrados na água e de seus coeficientes de dose. Duas amostras excederam os limites recomendados pela OMS que é de 100 mSv/a, (144,2 mSv/a) e (102,2 mSv/a), mas ambas não são ingeridas pela população. A maior dose efetiva calculada para amostras de água ingeridas pela população foi 58,6 mSv/a, valor dentro do limite recomendado. A partir dos dados obtidos, pode-se concluir que as amostras não indicaram uma concentração elevada como TENORM e que não parece haver contaminação da região de Caetité devido movimentação de minério na região. A presença de radionuclídeos nas amostras de solo se deve à natureza do solo da região e não à exploração de urânio.

Orientador: Amauri Antonio Menegário / Banca: Valderi Luiz Dressler / Banca: Eduardo de Almeida / Resumo: Um dos fatores mais preocupantes na área de mineração de urânio é adrenagem ácida de mina (DAM), tal processo ocorre de maneira espontânea edescontrolada no complexo minério industrial de Poços de Caldas (CIPC). A DAMpode gerar espécies de urânio acima dos valores permitidos para lançamento emcorpos hídricos. Durante o processo de DAM, o urânio, possivelmente, esta na formade óxidos e hidróxidos de uranilo, ao atingir os corpos hídricos, sua forma podemudar para espécies contendo grupos carbonato e sulfato. A concentração elabilidade dessas espécies são importantes para avaliação da biogeodisponibilidadedo metal para o sistema aquático. A técnica de difusão em filmes finos por gradientede concentração (DGT) tem sido utilizada para quantificação de metais na sua formalábil e especiação de metais em diferentes tipos de amostra. Nesta pesquisa atécnica DGT foi utilizada em laboratório com diferentes fases ligantes para avaliar aaplicação em águas de DAM tratada e afluentes no entorno de mineração de urânio. A partir de imersões in situ, a técnica DGT foi utilizada juntamente com a técnica deextração em fase sólida (SPE) para avaliar a labilidade das espécies de urâniopresente no sistema. Os resultados mostraram que grande parte do urânio presentenas amostras está na forma lábil. Por sua vez estes resultados se mostraramconcordantes com a especiação via software MINTEQ. Por outro lado, os resultadosobtidos pela SPE não foram concordantes com a ... (Resumo completo, clicar acesso eletrônico abaixo) / Abstract: One of the major concerns in uranium mining areas is the Acid Mine Drainage (AMD). This process occurs spontaneously and uncontrollably in Poços de Caldas Ore Industrial Complex (CIPC). DAM can generate levels of uranium species higher than the maximum allowed values for water bodies discharge. During the DMA process, uranium is possibly in the form of uranyl oxides and hydroxides and after reaching water bodies, it changes to species which contain carbonate and sulfate groups. The determination of concentration and lability of these species is important to evaluate the metal biogeoavailability to the water system. The Diffusion Gradients in Thin Films Technique (DGT) has been used for the quantification of labile metals and their speciation in several types of sample. In this research, DGT technique was used in lab with different binding layers to evaluate its suitability to DAM waters and uranium mining surrounding tributaries. Therefore, the developed method was performed in situ along the solid phase extraction technique (SPE) to assess the lability of uranium species present in the system. The results obtained by DGT technique showed that a large part of the uranium present in the samples is its labile form. Also, these results were consistent with speciation via the MINTEQ software. Moreover the results obtained by SPE were not consistent with those from DGT technique, probably because of the saturation of the binding phase or due to the different residence times of ... (Complete abstract click electronic access below) / Mestre

O sistema Cananéia-Iguape é um grande complexo de canais lagunares e estuarinos, localizado no sul do estado de São Paulo. Este sistema passou a receber as águas do rio Ribeira de Iguape após a abertura do canal do Valo Grande, finalizado no ano de 1852. Este canal tornou-se a principal rota de transporte das produções da região do Vale do Ribeira, e nas décadas de 1940 a 1990 as atividades de mineração da região contaminaram o rio Riberia de Iguape, causando alterações nas características originais do sistema Cananéia-Iguape. Este estudo avaliou os níveis de urânio e tório nas amostras de sedimentos superficiais deste sistema. Esta avaliação foi feita através de um método espectrofotométrico utilizando Arsenazo III. As amostras foram digeridas em um forno micro-ondas com aplicação de HNO3, HF e H2O2. As concentrações de urânio variam de 1,3 mg·kg-1 a 5,8 mg·kg-1 e as de tório de 0,82 mg·kg-1 a 12,1 mg·kg-1. Estes resultados foram comparados com os dados da região, e observou-se que as concentrações determinadas são similares. O índice de geoacumulação foi calculado, classificando a região como \"Não contaminada a moderadamente contaminada\" para urânio e \"Não contaminada\" para tório, indicando que não há contaminação por estes metais. Estes resultados podem ser considerados como a concentração basal da região. As avaliações estatísticas identificaram uma maior afinidade do urânio e do tório com a fração de argila e silte. As concentrações de U e Th não apresentaram um comportamento homogêneo ao longo do sistema estudado. / The Cananéia-Iguape system is a huge complex of lagoon and estuarine channels, located in the south of São Paulo State. This system received the waters of Ribeira de Iguape River, after the construction of the Valo Grande Channel, an artificial channel which was concluded in 1852. This channel became an important route of transportation of the agricultural production from Ribeira Valley, reducing the transportation time and cost. From 1940 and 1990, the mining activities of the region contaminated the waters from Ribeira de Iguape River, changing the original characteristic of the Cananéia-Iguape system. This study evaluated the uranium and thorium concentration in superficial sediments samples from Cananéia-Iguape system. The evaluation was performed by a spectrophotometric method with Arsenazo III. The samples were digested with HNO3, HF and H2O2, on a microwave. The concentration of uranium varied between 1.3 mg·kg-1 and 5.8 mg·kg-1, and thorium concentration varied between 0.82 mg·kg-1 and 12.1 mg·kg-1. The results obtained were compared with literature values and were very similar. The geo-accumulation index was applied, and the region was classified as \"No contaminated or moderately contaminated\" for uranium and \"No contaminated\" for Th; indicating that the region is not contaminated by these elements. The results obtained can be considered as the baseline of the region. The statistical treatment of the results showed that U and Th presented a good correlation with the fraction clay and silt. The concentrations of U and Th did not present a homogeneous behavior along the system studied.

Em uma das etapas do processo de produção do dióxido de urânio, obtém-se como subproduto o fluoreto de amônio em solução. O dióxido de urânio é utilizado na confecção dos elementos que abastecem às Usinas Nucleares.Na unidade fabril da empresa Indústrias Nucleares do Brasil S. A.,esse material sintético é cristalizado em um oneroso e delicado processo de secagem, utilizando grandes equipamentos e considerável quantidade de insumos.A unidade fabril em questão é capaz de produzir anualmente pouco mais de 130 toneladasde fluoreto de amônio seco e a perspectiva atual é favorável à expansão da capacidade instalada. Atualmente, não há destinação final ou aplicação prevista para esse material seco, ou seja, o material é armazenado por tempo indeterminado, onerando ainda mais a produção do combustível nuclear com os custos de manuseio e armazenagem. Este trabalho propõe-se a estudar uma rota alternativapara a síntese da fluorita, ou fluoreto de cálcio (CaF2), a partir da solução de fluoreto de amônio obtida como subproduto do processode produção do Dióxido de Urânio, verificando qual o melhor agente precipitante e estabelecendo as melhores condições para o processo de síntese. A fluorita possui uma vasta aplicação, principalmente nos campos da química, siderurgia e cerâmica. Os melhores resultados foram obtidos utilizando-se calcita (CaCO3) como agente precipitante, mantidas as condições de processo: temperatura (Treação) =70 ºC; tempo de residência (treação) = 2 h e relação estequiométrica entre os reagentes (RE) = 1:1. A calcita foi caracterizada por ICP/OES, difratometria de raios-X (DRX) e microscopia eletrônica de varredura acoplada a espectrômetro de energia dispersiva (MEV/EDS).Os produtos foram caracterizados por DRX e MEV/EDS. / At the uranium dioxide production process, ammonium fluoride is obtainedas a byproduct. Uranium dioxide is used at the production of fuel assemblies for Nuclear Mills.At Indústrias Nucleares do Brasil S. A. site, synthetic ammonium fluoride is crystallized in a costly and delicate drying process, which spends importantamounts of supplies. The industrial site in question is able to annually produce over 130 tons ofdryammonium fluoride and the current outlook is favorable to the expansion of installed capacity. Currently, there is no final destination or application provided for this dry material, i.e.,the material is stored indefinitely, further burdening the production of nuclear fuel with the handling and storage costs. This work proposes to study an alternative route for the synthesis of fluorite, or calcium fluoride (CaF2), from ammonium fluoride solution obtained as a by-product of uranium dioxide production process, checkingthe best precipitant agent and establishing the best conditions for the synthesis process.The fluorite has a wide application, particularly in the fields of chemistry, steel and ceramic. The best results were achievedusing calcite (CaCO3) as precipitating agent, keeping the process conditions: temperature (Treação) = 70 ° C; residence time (treação) = 2 h stoichiometric ratio between the reagents (ER) = 1:1.The calcite was characterized by X-ray diffraction (XRD) and scanning electron microscopy coupled with energy dispersive spectrometer (SEM/EDS).The products were characterized by XRD and SEM/EDS.

O processo de sinterização de pastilhas de UO2-Er2O3 tem sido investigado devido à sua importância na indústria nuclear e ao comportamento complexo durante a sinterização. O presente estudo contempla o desenvolvimento de combustíveis nucleares para reatores de potência visando aumentar a sua eficiência no núcleo do reator por meio da elevação da taxa de queima. O érbio é indicado para ciclos mais longos, significando menos paradas para troca de combustível e menos rejeitos. Neste trabalho foi estudado o uso de óxido de érbio variando as concentrações na faixa de 1-9,8%, o qual foi adicionado ao pó de UO2 e ao lubrificante sólido ADS por meio de mistura mecânica, visando verificar a taxa de densificação e um possível bloqueio de sinterização. Os pós foram compactados e as pastilhas foram sinterizadas a 1700°C sob atmosfera de H2. Os resultados demonstram um característico bloqueio da sinterização no sistema UO2-Er2O3, porém de forma mais discreta do que no sistema UO2-Gd2O3, o qual ocorre no intervalo de temperatura de 1500 a 1700°C, retardando a densificação. Os ensaios dilatométricos indicam uma retração de 21,87% quando utilizado o Er2O3 a 1% de concentração em massa. Essa retração é maior do que as encontradas com concentrações superiores ou mesmo sem adição do veneno queimável, nos fornecendo um melhor grau de incorporação do elemento érbio, resultando em pastilhas com densidade adequada para uso como combustível nuclear. / The sintering process of UO2-Er2O3 pellets has been investigated because of its importance in the nuclear industry and the complex behavior during sintering. The present study includes the development of nuclear fuel for power reactor in order to increase the efficiency of the fuel through longer refueling intervals. The erbium is indicated for longer cycles, which means less stops to refueling and less waste. In this work, it was studied the use of erbium oxide by varying the concentrations in the range of 1-9.8%, which was added to UO2 powder through mechanical mixing, aiming to check the rate of densification and a possible sintering blockage. The powders were pressed and sintered at 1700°C under hydrogen atmosphere. The results show a sintering blockade in the UO2-Er2O3 system that occurs in the range of 1500-1700°C temperature. Dilatometric tests indicate a retraction of 21.87% when used Er2O3 at 1% mass concentration. This retraction is greater than is observed with higher concentrations or even without the addition of the burnable poison, providing us with a better degree of incorporation of the element erbium, resulting in pellets with density suitable for use as nuclear fuel.

O urânio (U) é um elemento tóxico radioativo encontrado na natureza, normalmente presente na água e nos alimentos e acumula-se preferencialmente em ossos. Nestes, a medula óssea constitui o alvo com o maior risco radiobiológico. Foram utilizados 60 ratos wistar recém desmamados, com vinte e dois dias de vida. Destes, trinta e cinco foram tratados com ração suplementada de 50ppm (parte por milhão) de Nitrato de Uranila e vinte e cinco foram mantidos como controle. Os animais tratados foram separados em seis grupos com cinco animais cada e os grupos controle com três animais. Foi feita a eutanásia dos 5 animais de cada grupo alimentado com urânio e 3 animais de cada grupo de controle com intervalo de tempo de 3 e 4 dias para avaliar alterações histopatológicas, hematológicas, na densidade mineral óssea e medir o teor de urânio acumulado em ossos, em função do tempo, utilizando a técnica de registro de traços de fissão SSNTD (Solid State Nuclear Track Detector). Nas avaliações histopatológicas foi observada congestão, fibrose e necrose hepática, degeneração vacuolar e desarranjo cordonal dos hepatócitos. Essas alterações iniciaram-se em animais alimentados durante três dias com ração contendo U e se intensificaram nos animais tratados durante onze dias, sugerindo que tenha ocorrido combinação de efeitos toxicológicos e radiobiológicos. Foi observada degeneração vacuolar, cilindros hialinos, fibrose e necrose nos rins dos animais alimentados com ração suplementada de U, a partir de quatorze dias de alimentação, decorrentes da nefrotoxicidade do Nitrato de Uranila. Foi observado que não ocorre alteração da densidade mineral óssea no curto prazo; porém, os animais tratados durante 21 e 28 dias, ou seja, expostos ao U por período mais longo, tiveram a densidade mineral óssea diminuída. Ocorreu substancial acúmulo de urânio nos ossos, onde foi observado 1,139 ± 0,057 ppm em ossos e 0,705 +- 0,092 ppm em dentes. Os animais dos grupos controle apresentaram teor de urânio praticamente constante no decorrer do estudo. Não foi observada alteração do teor de urânio em ração comercial. / Uranium (U) is a radioactive toxic element found in the environment, naturally present in water and food, with preference for accumulation in bone. In the latter, marrow is the target with the highest radiobiological risk. It was carried out a study with sixty Wistar rats, twenty two days old, starting at the post weaning period. From this total, thirty five animals fed with chow containing Uranyl Nitrate at a concentration of 50 ppm (parts per million) were selected as the treated group, while the remaining twenty five were the control group. Treated animals were divided into six groups with five animals each plus six control groups with three animals each. Five animals of the treated group and three of the control group were sacrificed at intervals of four days to observe histopathologic, hematologic, and bone mineral density (BMD) alterations, as well as to measure the uranium content in bone as function of time, using the Solid State Nuclear Track Detector technique. It was observed congestion, vacuolar degeneration, hepatocytes misalignment, fibrosis and necrosis in liver. These alterations were initiated in treated animals fed for three days with diets containing U and intensified in the animals treated for eleven days, suggesting the occurrence of an intertwining between radiobiological and toxicological effects. It was also observed vacuolar degeneration, hyaline cylinders, fibrosis and necrosis in the kidneys of the treated animals, all initiated after fourteen days of treatment, and these effects were attributed to the nephrotoxic character of the Uranyl Nitrate. It was found out that the BMD was not altered in the short range term of treatment, that is, treatments of twenty-one and twenty-eight days, but appreciably reduced in the long range term. There was substantial accumulation of uranium in bones and teeth, where it was measured concentrations of 1.139 ± 0.057 ppm and 0.705 ± 0.092 ppm, respectively. The uranium concentration in the bones of animals of the control group were low and approximately constant.

O Tecnécio-99m (99mTc), gerado a partir do decaimento do Molibdênio-99 (99Mo), é o radionuclídeo mais conveniente para a execução de procedimentos de diagnósticos médicos, devido à sua emissão gama bem característica e de fácil detecção. O método utilizado para produzir 99Mo é através da fissão do 235U incorporado nos chamados alvos de irradiação. Duas rotas estão sendo desenvolvidas para a produção do 99Mo por fissão para o Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), ambas utilizando urânio de baixo enriquecimento (LEU): 1) A primeira a dissolução básica, que é baseada na tecnologia de alvos de dispersão UAlx-Al. 2) A segunda emprega a dissolução ácida de alvos de folhas finas de urânio metálico. A principal vantagem dos alvos de folha fina de urânio metálico sobre os alvos de dispersão UAlx-Al é a alta densidade do urânio metálico. Com o intuito de compreender e otimizar o processo de fabricação de alvos de folhas finas foi realizado um estudo da fusão do urânio metálico, laminação de folhas finas, caracterização microestrutural e montagem dos alvos, definindo assim, os procedimentos específicos para a produção desse tipo de alvo com as características dos alvos fabricados internacionalmente. Os resultados obtidos mostraram que o processo de fabricação dos lingotes e de lâminas de urânio metálico por meio de laminação a quente possibilitaram a obtenção de lâminas com espessura entre 250 e 300 &mu;m. O processo de laminação a frio possibilitou a obtenção de folhas finas com espessura de &plusmn;125 &mu;m que atende à especificação internacional. O uso de óxido de alumínio como material para prevenir caldeamento do tablete de urânio mostrou-se eficiente, substituindo com vantagens o uso de óxido de ítrio. A microestrutura após o tratamento térmico apresentou grãos equiaxiais pequenos, e a realização de um resfriamento rápido de 5 minutos após o tratamento térmico foi suficiente para se eliminar a textura da folha fina de urânio metálico. O processo de montagem das folhas finas no alvo tubular foi realizado por pré-conformação da folha fina, facilitando a montagem. O processo de consolidação do alvo foi realizado por expansão por tração e a folga após a consolidação (\"gap de ar\") mostrou-satisfatória. As dimensões finais dos alvos tubulares atenderam à especificação internacional. / Technetium-99m (99mTc) is generated from the decay of Molybdenum-99 (99Mo). This element is the most convenient radionuclide for application in medical diagnostic procedures, once that its gamma emission is well known and of easily detected. The method used to produce 99Mo is through fission of the 235U embedded in so-called irradiation targets. Two routes are being developed for the production of 99Mo per fission to the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), both using low enriched uranium (LEU): 1) The first basic dissolution, which is based on the technology of dispersion targets UAlx-Al. 2) The second employs the acidic dissolution of thin sheet targets of metallic uranium. The main advantage of uranium metal foil targets on the UAlx-Al dispersion targets is the high density of metallic uranium. In order to understand and optimize the process of manufacturing thin sheet targets, about the fusion of metallic uranium, thin sheet lamination, microstructural characterization and assembly of the target was carried out. Therefore the specific procedures for the production of this type of target with the characteristics of the targets manufactured internationally could be defined. The results showed that the process of manufacturing ingots and sheets of metallic uranium by hot rolling allows obtaining sheets with thickness between 250 and 300 &mu;m. The cold rolling process allows obtaining thin sheets with a thickness of &plusmn; 125 &mu;m which are in accordance with the international specification. The use of aluminum oxide as a material to prevent uranium tablet firing proved to be efficient, replacing with advantage the use of yttrium oxide. The microstructure after the heat treatment showed small equiaxial grains. A fast cooling of 5 minutes after the heat treatment was enough to eliminate the texture of the thin sheet of metallic uranium. The process of assembling the thin sheets in the tubular target was performed by preforming the thin sheet, facilitating the assembly. The process of consolidating the target was performed by tensile expansion and the clearance after consolidation (\"air gap\") was satisfactory. The final dimensions of the tubular targets have met the international specification.