Orientador: Paulo Arruda / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Biologia / Made available in DSpace on 2018-07-14T02:02:50Z (GMT). No. of bitstreams: 1 GarciaJunior_Oswaldo_D.pdf: 8163887 bytes, checksum: 62785674d87a5ad548a72bb27a301c49 (MD5) Previous issue date: 1989 / Resumo: O objetivo deste trabalho, foi desenvolver um programa de lixiviaç5o bacteriana de minérios de urânio, constituído por três pontos fundamentais: a) isolamento e purificação de Thiobacillus ferrooxidans (e também Thiobacillus thiooxidans); b) estudos fisiológicos de crescimento e de metabolismo respiratório da espécie T. ferrooxidans: c) lixiviaç5o do urânio de dois tipos distintos de minério pela ação do T. ferrooxidans, em escalas de laborat6rio, semi-piloto e piloto. Utilizando-se amostras líquidas ou sólidas, de diferentes minas contendo minerais sulfetados, conseguiu-se purificar treze isolados de T. ferrooxidans e oito isolados de T. thiooxidans. Estes isolados foram identificados por testes fisiológicos, de utilização de compostos inorgânicos como fonte de energia para crescimento e pelos padrões de crescimento colonial em meio sólido. Nos ensaios de crescimento, constatou-se a utilização de Fe2+, S0, pelos isolados de T. ferrooxidans, como substrato energético oxidável. Como era esperado, T. thiooxidans utilizou somente S0, . Nos ensaios de respirometria, utilizou-se suspensões celulares em repouso de T. ferrooxidans. Foram constatadas diferenças significativas entre quatro isolados distintos de T. ferrooxidans, quanto às taxas de respiração celular sob condições diferentes de concentração de substrato (Fe2+) e de metais tóxicos (U, Mo e Hg) e em diferentes valores de pH. As diferenças observadas nos parâmetros cinéticos avaliados, sugerem uma variabilidade genética natural entre os isolados. Os estudos de biolixiviação dos minérios de urânio, foram realizados em frascos agitados, em colunas de percloração (laboratório e semipiloto) e em pilhas de lixiviação estática (piloto). A potencialidade dos dois minérios avaliados frente à técnica bactcriana, foi inicialmente evidenciada nos ensaios em frascos. Devido a presença de pirita (FeS2) nas duas amostras de minério, houve produção de H2SO4 e Fe3+ pela atividade oxidativa bacteriana. Esses dois componentes, determinaram maiores rendimentos de extração de urânio (e o molibdênio associado), e menores consumos de ácido sulfúrico nos frascos contendo bactérias, em comparação aos frascos esterilizados como controle. Resultados semelhantes foram obtidos nos ensaios de lixiviação estática em colunas de percolação, ainda em escala de laboratório. Em função desses resultados positivos. prosseguiu-se nos estudos realizando-se experimentos em escalas ampliadas. Em escala semipiloto usou-se colunas de percolação e, em piloto, pilhas de lixiviação estática. Em ambos, foram obtidos resultados compatíveis com os dos outros ensaios. Os promissores resultados de processo alcançados, além da experiência adquirida em operações de lixiviação em pilhas, a mesma utilizada em escala industrial, acenam com possibilidades reais, para uma eventual aplicação da lixiviação bacteriana em escala de produção, dos minérios uraníferos estudados / Abstract: The purpose of this work, was to develop a bacterial leaching program for uranium ores, under three basic points: a) isolation and purification of Thiobacillus ferrooxidans, as well Thiobacillus thiooxidans; b) physiological studies of growth and respiratory metabolism of T. ferrooxidans; c) uranium leaching from two types of ore by T. ferrooxidans action, on laboratory, semipilot and pilot scales. Thirteen cultures of T. ferrooxidans and eight cultures of T. thiooxidans were purified from solid or liquid samples, collected at different mines containing sulfide minerals. These cu1tures were identified, using physiological tests of inorganic compounds uti1ization as energy source for growth and by colonial growth pattern on solid medium. The utilization of Fe2+, S0 and as oxidizable energetic substrates by all T. ferrooxidans cultures, was detected in growth tests. As expected, the cultures of T. thiooxidans were able to utilize only SO and . Resting cell suspensions of T. ferrooxidans cultures were utilized in respiratory experiments. Significative differences in the respiratory rates were observed among four T. ferrooxidans cultures, under different conditions of substrate concentration (Fe2+), pH and toxic metal concentration (U, Mo and Hg). The differences observed in the kinetic parameters, suggests a natural genetic variability among these cultures. The bacterial leaching studies, were carried out in shake flasks, percolation column (laboratory and semipilot) and in heap leaching (pilot). The potential of the two ores studied in relation to bacterial action, was first showed in shake flask experiments. The production of H2SO4 and Fe3+ was a result of the bacterial activity on both ore samples containing pyrite (FeS2). These two bacterial products, resulted in a higher uranium and molybdenum extraction and a lower sulfuric acid consumption compared to the sterilized treatments. Similar results were obtained in percolation column at the same scale (lab). As consequence of these positive results ,scale up o f the process was carried out. Percolation columns and heap leaching were used in semipilot and pilot scale, respectively. In both scales, comparable results to the lab assays were obtained. The promissing process results and the experience acquired in heap leaching operations (this technique is used in industrial scale), showed real possibilities for an eventual application of the bacterial leaching for the uranium ores studied in this work, in a production scale / Doutorado / Genetica / Doutor em Ciências

Ingeniera Civil Química / Producto de procesos principalmente ligados a la investigación nuclear, se tienen residuos líquidos con contenido de uranio natural que debe ser gestionado como desecho radiactivo de baja actividad. En particular, se tienen soluciones acuosas en diversos medios, entre los que se cuenta con medios del tipo fosfórico, los cuales deben ser tratados con el objetivo final de ser confinados como residuos sólidos en depósitos habilitados. El objetivo de este trabajo es la elaboración de un método de reducción de volumen para soluciones del tipo fosfóricas pertenecientes a la Sección de Residuos Radiactivos de la Comisión Chilena de Energía Nuclear (CCHEN), con el fin de lograr una nueva solución concentrada de uranio que pueda ser tratada en procesos posteriores para conseguir dicho radioisótopo en estado sólido. Esta metodología deberá ser aplicable y replicable en las instalaciones de la CCHEN y deberá permitir que la concentración de la solución madre a tratar sea lo suficientemente baja como para ser tratada como desecho industrial. Para esto, se realiza una investigación de los distintos métodos de disminución de volumen de una solución con contenido de elementos radiactivos, concluyendo que la extracción por solventes con una mezcla sinérgica de ácido dietilhexil fosfórico (DEHPA) y óxido de trioctilfosfina (TOPO) en keroseno alifático y posterior descarga del reactivo en una mezcla con ácido fosfórico concentrado con contenido de ion ferroso es el método que más se adapta a las condiciones existentes dentro del laboratorio. Posterior al estudio y aplicación del método de extracción por solventes con la mezcla sinérgica a las muestras pertenecientes a la CCHEN, se realizaron optimizaciones del proceso con el fin de disminuir el uso de reactivos orgánicos y proporcionar una efectiva disminución del volumen de la solución, determinando que un sistema compuesto de 7 etapas sucesivas de extracción por solventes con DEHPA 0,25 [M] y TOPO 0,031 [M] en una razón de fases orgánica e inorgánica de 0,09 y posterior re-extracción del uranio con ácido fosfórico 7 [M] con 30 [g/L] de sulfato ferroso y amonio logra el objetivo planteado de reducción de volumen de soluciones a un 31,8% del inicial. Para tratar 240 litros de solución dentro de los laboratorios de la CCHEN, se necesitarían 160 ciclos, cada uno de 1,5 litros de solución original a tratar, consiguiendo que el volumen final de la muestra sea de 75,6 litros. Considerando la reutilización del reactivo orgánico, se estima que el costo de reactivos a utilizar es de 454.152 [CLP]. / Este trabajo ha sido parcialmente financiado por la Comisión Chilena de Energía Nuclear.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:54:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:09Z (GMT). No. of bitstreams: 1 12756.pdf: 6246107 bytes, checksum: 2eff5c5908c569b58cddb3095e01ad98 (MD5) / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Las series del U y del Th son tres cadenas de decaimiento radioactivo que terminan en isótopos estables de plomo, pasando por varios nucleidos radioactivos intermedios. Cualquier sistema natural cerrado debería alcanzar después de un cierto tiempo lo que se denomina el equilibrio secular, que consiste en un estado estacionario donde las proporciones entre los nucleidos de la serie son iguales a constantes conocidas. Una desviación del equilibrio secular (desequilibrio) se debe a algún proceso de fraccionamiento químico o isotópico. El retorno al equilibrio de un cierto nucleido de la serie (respecto del padre) debería ocurrir en un tiempo proporcional a su vida media en un sistema cerrado, aunque en la naturaleza rara vez se cumple esta condición. La cuantificación de los desequilibrios en la serie del 238U en sistemas fluviales permite acotar la escala de tiempo en que ocurren los fenómenos responsables del fraccionamiento y el eventual retorno al equilibrio. Esta metodología se ha aplicado en ríos de larga trayectoria como el Ganges (Granet et al., 2007) y el Amazonas (Dosseto et al., 2006a), pero no todavía en ríos de trayectoria corta en un margen convergente como el chileno. Uno de los objetivos del proyecto SESPEED, en el cual se enmarca esta memoria, es realizar esto último. En esta memoria se abordó la cuantificación de tiempos de transporte de sedimentos en la cuenca del río Ñuble en Chile central. Para ello se midió las razones de actividad entre 238U, 234U, 230Th y 226Ra (serie del 238U), en 8 muestras de sedimentos del lecho del río estudiado. Para caracterizar la evolución de los sedimentos río abajo y poder interpretar los desequilibrios, se analizó en las muestras: (a) la composición química de elementos mayores y traza, (b) la mineralogía por difracción de rayos X y (c) las razones isotópicas de Sr y Nd. De forma complementaria se realizó análisis de elementos mayores y traza en siete muestras de agua del río Ñuble. Los datos químicos sugieren que la principal fuente sedimentaria son las rocas volcánicas andesíticas a basálticas de las Formaciones Cola de Zorro, Trapa-Trapa y Cura-Mallín, habiendo también aportes menores del batolito granítico del curso alto del río. Esta interpretación es apoyada por la composición de tierras raras e isotópica de Sr (87Sr/86Sr) y Nd (143Nd/144Nd) de los sedimentos, la cual es muy similar a la de rocas volcánicas de volcanes activos geográficamente cercanos. La composición isotópica de Sr y Nd se mantiene dentro de un rango pequeño si se compara con sedimentos del río Amazonas, lo que sugiere que el período de maduración de los sedimentos es mucho más corto en el río Ñuble que en el río Amazonas (hasta ~100 ka según Dosseto et al., 2006a). La evolución química e isotópica de los sedimentos se interpreta como el resultado de los fenómenos siguientes: aportes sedimentarios desde fuentes distintas a las rocas volcánicas (batolito granítico en la cordillera, formaciones sedimentarias en la Depresión Central), disolución preferencial de minerales ferro-magnesianos, deposición progresiva de partículas en suspensión al entrar en el valle central. El 234U está prácticamente en equilibrio secular respecto del 238U, aunque el 230Th presenta ligeras desviaciones del equilibrio respecto del 234U, especialmente río abajo. La razón U/Th en los sedimentos se mantiene casi constante a lo largo del río, y las concentraciones de U y Th en el agua del río son bajas (< 1 ppt y < 0,1 ppt respectivamente). Esto permite afirmar que tanto el uranio como el torio son prácticamente inmóviles en los sedimentos. La razón de actividad (226Ra/230Th) no difiere de 1,00 en más de 8%. Los desequilibrios son mucho menores que aquellos medidos en los ríos Ganges (Granet et al., 2007) o Amazonas (Dosseto et al., 2006a), lo que apoya la hipótesis de tiempos de residencia sustancialmente menores. Bajo el supuesto de aportes nulos (o pérdida) de Ra entre las cuarta y la quinta muestras (tramo de 20 km), se llegó a una tasa de transferencia sedimentaria mínima de ~14 m a-1 (20 km en ~1400 años).

El presente trabajo es el resultado de la investigación de un conjunto de instalaciones y lugares relacionados con la minería, la transformación y la producción de derivados uraníferos para su empleo en centrales nucleares, que se desarrollaron en distintos lugares de Andalucía y Badajoz durante la segunda mitad del siglo XX y hasta nuestros días. También se han incluido dentro del análisis desarrollado la central nuclear “non nata” de Valdecaballeros (Badajoz), el almacenamiento centralizado de residuos de ENRESA de El Cabril (Córdoba) y el entorno de la localidad almeriense de Palomares, donde se produjo un accidente aéreo-nuclear en 1966. Así se conforma un trabajo de investigación que muestra una realidad con elementos comunes y también diferentes que, más allá de escasas publicaciones de carácter técnico y escasa divulgación fuera de ciertos ámbitos de la industria nuclear o la I+d+i relacionada con ésta, son casi desconocidas. El trabajo se hace una metodología que permita emprender una puesta en valor de unos lugares con unas realidades muy difíciles una vez acabadas las explotaciones mineras o relacionadas con esta actividad. Ni qué decir cuando no llevó a cabo la puesta en marcha de la central nuclear de Valdecaballeros o se sufrió un accidente de las potenciales consecuencias como fue el de Valdecaballeros. Tal y como el autor de este trabajo expuso en una comunicación anterior a la presentación “Algo hay que hacer por esa pobre gente”. Las localidades que forman ese “Patrimonio Nuclear del Sur de España”, con las excepciones de Andújar y Palomares, se encuentran en la “España vaciada”. Y además, necesitan medidas que ayuden a intentar paliar estas situaciones, que en no pocas ocasiones presentan parámetros rayanos al subdesarrollo económico. Partiendo de la realidad uranífera de España, el trabajo hace una breve síntesis histórica de la evolución de la minería, industria y producción de energía nuclear en España, hasta la moratoria de 1984 y después de ésta. Y con posterioridad, se procede al análisis de las distintas realidades geográficas insertas dentro del conjunto denominado “Patrimonio Nuclear del Sur de España": 1. Las minas de la Sierra de Andújar y la Fábrica de Uranio de Andújar “General Hernández Vidal” (Jaén). 2. Las antiguas minas de Cardeña (Córdoba). 3. Las antiguas minas de uranio y el almacenamiento centralizado de El Cabril-Sierra Albarrana (Córdoba). 4. El entorno de Palomares-Sierra Almagrera (Cuevas de Almanzora, Almería), afectado por el accidente aéreo-nuclear del 27 de enero de 1966 y sus consecuencias. 5. A modo de anexo complementario, se estudiaron los casos de las localidades pacenses de Valdecaballeros y La Haba, que muestran las dos caras de la minería del uranio (La Haba) y el proyecto de aprovechamiento de sus derivados como combustible de una central nuclear (Valdecaballeros). Este último, no llegó a activarse por cuenta de la moratoria nuclear, que se analiza en el trabajo. Una vez analizados los distintos casos desde la óptica geográfica, se procede a la verificación de las propuestas de investigación. Y antes de la redacción de las conclusiones, se abordan las perspectivas que tiene el uso de la energía nuclear ante los desafíos planteados a día de hoy por el calentamiento global de origen humano-industrial y su principal consecuencia: el cambio climático. Porque la energía nuclear prácticamente no emite gases de efecto invernadero, con lo que su optimización con las adecuadas medidas de protección y seguridad radiológicas, puede ser una medida que ayude, si no a revertir -que es imposible-, sí a frenar o paliar las consecuencias del calentamiento global. Solo es cuestión de hacer las infraestructuras bien e implementarlas en las condiciones adecuadas. Las conclusiones insisten en la realidad desconocida -hasta este trabajo- que constituyen los lugares integrantes del conjunto del “Patrimonio Nuclear del Sur de España”. Una realidad geográfica que necesita de acciones que la pongan en su debido valor. Porque, por más de las inversiones y acciones acometidas, éstas no han sido bastantes en la mayor parte de los lugares del conjunto. Por último, aparecen reflejadas la bibliografía, la cartografía y la webgrafía empleadas para la documentación y redacción del trabajo, desde finales de 2016 hasta el verano de 2020.

[pt] O ciclo do combustível nuclear é o conjunto de etapas do processo industrial que transforma o mineral urânio até sua utilização como combustível nuclear. Em todas as etapas do ciclo os trabalhadores estão expostos a partículas contendo urânio. Para avaliar os riscos é necessário conhecer a taxa de deposição, a concentração e a cinética da partícula no trato respiratório. Os testes de solubilidade in vitro, permitem um estudo sistemático da solubilidade de qualquer composto. Nesse estudo foram utilizadas amostras de DUA, TCAU e UO2 em contato com o liquido pulmonar simulado e estas foram analisadas pela técnica de PIXE (Particle Induced X rays Emission) para determinação da fração de urânio solubilizada e pela técnica de 252 Cf-PDMS (Plasma Desorption Mass Spectrometry) para a determinação da especiação química. Os objetivos específicos foram: (i) Identificar os compostos de urânio na fração respirável do aerossol nas etapas selecionadas do ciclo de combustível nuclear; (ii) identificar e determinar a solubilidade dos compostos de urânio em líquido pulmonar simulado; (iii) Determinar os parâmetros de solubilidade dos compostos de urânio. Os valores dos parâmetros de solubilidade determinados neste estudo para o DUA, TCAU e UO2 são: fr, = 0,83; sr = 0,51 d -1 e ss = 0,0075 d -1 ; fr = 0,60; sr = 0,70 d -1 e ss = 0,00089 d -1 e fr = 0,19; sr = 0,47 d -1 e ss = 0,0019 d -1 , respectivamente. / [en] The nuclear fuel cycle is the industrial process that converts the uranium ore, to its use as fuel, inside of a nuclear power station. In all steps from the nuclear cycle workers are exposure to uranium dust particles. To evaluate the risk due particles incorporation data like deposition, concentration and kinetics of the particles in the respiratory tract must be know The in vitro solubility test allows a systemic understanding about the compound solubility. Samples of DUA, TCAU e UO2 and SLF was collected in different time interval and the uranium concentration was determined by PIXE (Particle Induced X rays Emissions) technique and the uranium compounds were identified by 252 Cf-PDMS (Plasma Desorption Mass Spectrometry). The specific objectives were: (i) identifying uranium compounds in the respirable fractions of aerosol (ii) identified and determinated the uranium coumpounds solubility in simulated lung fluid (iii) determinated the solubility parameters to this uranium compounds. The solubility parameters to DUA, TCAU and UO2 are: fr, = 0,83; sr = 0,51 d -1 and ss = 0,0075 d -1; fr = 0,60; sr = 0,70 d -1 and ss = 0,00089 d -1 e fr = 0,19; sr = 0,47 d -1 e ss = 0,0019 d -1, respectively.

Made available in DSpace on 2014-06-11T19:32:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2005-06-23Bitstream added on 2014-06-13T19:02:50Z : No. of bitstreams: 1 silva_ml_dr_rcla.pdf: 21027584 bytes, checksum: 7cb732b23cad6eb774812ecce2087b54 (MD5) / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Este trabalho tem por objetivo investigar a hidroquímica elementar, assim como o comportamento geoquímico dos isótopos de 238U e 234U nas águas de subsuperfície em quinze cidades do estado do Amazonas, de maneira a proceder a caracterização de contaminantes ou poluentes que possam estar afetando a qualidade dos recursos hídricos subterrâneos, bem como avaliar a potencialidade do uso dos isótopos naturais de urânio como traçadores hidrológicos nas águas estudadas. Os resultados obtidos para os parâmetros analisados mostram que as águas estudadas são excelentes para o consumo humano, por se situarem dentro dos limites de potabilidade estabelecidos pela legislação vigente. No que diz respeito aos isótopos de urânio, verifica-se que foram determinados valores de razão de atividade 234U/238U entre 1 e 3,5 e de concentração de urânio 238U entre 0,01 ægL-1 e 1,4 ægL-1. Esses resultados e os determinados para outros parâmetros analisados, permitiram classificar os ambientes hidrológicos como redutores, com circulação das águas por estratos contendo minerais com baixas concentrações de urânio. Na cidade de Manaus foi observado acréscimo de razão de atividade 234U/238U na fase líquida no sentido do fluxo subterrâneo. Foram identificadas quatro regiões com tendência de aumento de razão de atividade, no sentido de Uarini a Tefé, Manacapuru a Manaus, Presidente Figueiredo a São Sebastião do Uatumã e Boa Vista do Ramos a Barreirinha, relacionadas a possíveis feições estruturais, à declividade da área de estudo, ao estreitamento da Bacia Sedimentar do Amazonas a partir do seu curso médio, e drenagem orientada pela tectônica. / The purpose of this investigation is to evaluate the hydrochemistry and the geochemical behavior of uranium isotopes (234U e 238U) in groundwaters from cities of the Amazonas State. It intends to verify whether concentrations of one or more dissolved constituents are in such high levels to be considered harmful for consumption. It also aims to evaluate the possible use of the uranium isotopes as natural tracers on the studied aquifers. The obtained data show that the groundwater is appropriate for drinking and industrial purposes, in accordance with the maximum limits established by the legislation. Concerning the uranium isotopes data, the 234U/238U activity ratio ranges between 1 and 3.5, whereas the total 238U uranium concentration from 0.01 ægL-1 up to 1.4 ægL-1. These and other results allowed classify the hydrological environment as reducing, with water circulating through strata containing minerals with low uranium concentration. The 234U/238U activity ratio in the liquid phase increased in the direction of the underground flow in Manaus city. In the direction from Uarini to Tefé, from Manacapuru to Manaus, from Presidente Figueiredo to São Sebastião do Uatumã and from Boa Vista do Ramos to Barreirinha it was verified a 234U/238U activity ratio increase possibly related to geologic structures, declivity of the areas, narrowing of the Amazonic sedimentary basin from its middle course, and drainage guided by tectonics.

Orientador: Daniel Marcos Bonotto / Banca: Uriel Duarte / Banca: Francisco Yukio Hiodo / Banca: Flavio Juarez Távora / Banca: Elisabete Maria Pascholati / Resumo: Este trabalho tem por objetivo investigar a hidroquímica elementar, assim como o comportamento geoquímico dos isótopos de 238U e 234U nas águas de subsuperfície em quinze cidades do estado do Amazonas, de maneira a proceder a caracterização de contaminantes ou poluentes que possam estar afetando a qualidade dos recursos hídricos subterrâneos, bem como avaliar a potencialidade do uso dos isótopos naturais de urânio como traçadores hidrológicos nas águas estudadas. Os resultados obtidos para os parâmetros analisados mostram que as águas estudadas são excelentes para o consumo humano, por se situarem dentro dos limites de potabilidade estabelecidos pela legislação vigente. No que diz respeito aos isótopos de urânio, verifica-se que foram determinados valores de razão de atividade 234U/238U entre 1 e 3,5 e de concentração de urânio 238U entre 0,01 ægL-1 e 1,4 ægL-1. Esses resultados e os determinados para outros parâmetros analisados, permitiram classificar os ambientes hidrológicos como redutores, com circulação das águas por estratos contendo minerais com baixas concentrações de urânio. Na cidade de Manaus foi observado acréscimo de razão de atividade 234U/238U na fase líquida no sentido do fluxo subterrâneo. Foram identificadas quatro regiões com tendência de aumento de razão de atividade, no sentido de Uarini a Tefé, Manacapuru a Manaus, Presidente Figueiredo a São Sebastião do Uatumã e Boa Vista do Ramos a Barreirinha, relacionadas a possíveis feições estruturais, à declividade da área de estudo, ao estreitamento da Bacia Sedimentar do Amazonas a partir do seu curso médio, e drenagem orientada pela tectônica. / Abstract: The purpose of this investigation is to evaluate the hydrochemistry and the geochemical behavior of uranium isotopes (234U e 238U) in groundwaters from cities of the Amazonas State. It intends to verify whether concentrations of one or more dissolved constituents are in such high levels to be considered harmful for consumption. It also aims to evaluate the possible use of the uranium isotopes as natural tracers on the studied aquifers. The obtained data show that the groundwater is appropriate for drinking and industrial purposes, in accordance with the maximum limits established by the legislation. Concerning the uranium isotopes data, the 234U/238U activity ratio ranges between 1 and 3.5, whereas the total 238U uranium concentration from 0.01 ægL-1 up to 1.4 ægL-1. These and other results allowed classify the hydrological environment as reducing, with water circulating through strata containing minerals with low uranium concentration. The 234U/238U activity ratio in the liquid phase increased in the direction of the underground flow in Manaus city. In the direction from Uarini to Tefé, from Manacapuru to Manaus, from Presidente Figueiredo to São Sebastião do Uatumã and from Boa Vista do Ramos to Barreirinha it was verified a 234U/238U activity ratio increase possibly related to geologic structures, declivity of the areas, narrowing of the Amazonic sedimentary basin from its middle course, and drainage guided by tectonics. / Doutor

Este trabalho apresenta o desenvolvimento de um processo para extração simultânea de tório e urânio, pela técnica de extração por solventes, a partir do licor sulfúrico proveniente da lixiviação do minério de monazita realizado pela Industrias Nucleares do Brasil INB, unidade de Caldas MG. Na primeira etapa do estudo, investigou-se as variáveis de processo através de ensaios descontínuos para estabelecimento das melhores condições de operação. Na segunda etapa foram realizados experimentos contínuos de extração do tório e urânio com base nos resultados dos testes descontínuos, objetivando otimizar os parâmetros do sistema. As variáveis de processo investigadas foram: tipo e concentração do agente extratante, tempo de contato entre as fases, tipo e concentração do agente reextratante, relação volumétrica das fases (aquoso/orgânico) nas etapas de extração e reextração. Os extratantes investigados foram: Primene JMT, Primene 81R, Alamine 336 e Aliquat 336. Os melhores resultados foram obtidos com a mistura Primene JM-T/Alamine 336. No processo desenvolvido o tório e o urânio são extraídos simultaneamente, pela mistura Primene JM-T e Alamine 336, diluídos em Exxsol D-100. A reextração foi realizada utilizando-se solução de ácido clorídrico (HCl) 2,0mol/L. O estudo foi conduzido à temperatura ambiente. Depois de selecionadas as melhores condições de processo, foram realizados dois experimentos contínuos contemplando as etapas de extração e reextração. No primeiro experimento utilizou-se a mistura Primene JM-T e Alamine 336 nas concentrações 0,15mol/L e 0,05mol/L, respectivamente. No segundo experimento, a concentração de Alamine 336 foi de 0,15mol/L, enquanto a concentração de Primene JM-T foi mantida a mesma. Em ambos experimentos foram utilizados quatro estágios de extração e cinco estágios de reextração. No primeiro experimento obteve-se um reextrato com 34.3g/L ThO2 e 1,49g/L U3O8. A concentração dos metais no rafinado foi de 0,1g/L ThO2 e 0,05g/L U3O8. No segundo experimento as concentrações dos óxidos de tório e urânio no reextrato foram 29,3g/L e 0,94g/L, respectivamente. No rafinado estes teores foram menores que 0,001g/L, obtidos a partir de uma alimentação com 3,6g/L ThO2 e 0,17g/L U3O8. A recuperação do tório foi superior a 99,9% enquanto a recuperação do urânio foi de 99,4%. / This work describes the study of thorium and uranium recovery from sulfuric liquor generated in chemical monazite treatment by solvent extraction technique. The sulfuric liquor was produced by Industries Nuclear of Brazil INB, Caldas Minas Gerais State. The study was carried out in two steps: in the first the process variable were investigated through discontinuous experiments; in the second, the parameters were optimized by continuous solvent extraction experiments. The influence of the following process variables was investigated: type and concentration of extracting agents, contact time between phases and aqueous/organic volumetric ratio. Extractants used in this study included: Primene JM-T, Primene 81-R, Alamine 336 and Aliquat 336. Thorium and uranium were simultaneously extracted by a mixture of Primene JM-T and Alamine 336, into Exxsol D-100. The stripping was carried out by hydrochloric acid (HCl) 2.0mol/L. The study was carried out at room temperature. After selected the best process conditions, two continuous experiments of extraction and stripping were carried out. In the first experiment a mixture of 0.15mol/L Primene JM-T and 0.05mol/L Alamine 336 were used. The second experiment was carried out using 0.15mol/L Primene JM-T and 0.15mol/L Alamine 336. Four extraction stages and five stripping stages were used in both experiments. The first experiment showed a ThO2 and U3O8 content in loaded strip solution of 34.3g/L and 1.49g/L respectively and 0.10g/L ThO2 and 0.05g/L U3O8 in the raffinate. In the second experiment a loaded strip solution with 29.3g/L ThO2 and 0.94g/L U3O8 was obtained. In this experiment, the metals content in raffinate was less than 0.001g/L, indicating a thorium recovery over 99.9% and uranium recovery of 99.4%.

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / Um dos principais problemas ambientais ligados as indústrias minerárias é o gerenciamento adequado dos seus resíduos. O armazenamento destes em locais não apropriados à espera de tratamento é uma questão que exige solução. A mina Osamu Utsumi localizada na cidade de Caldas, Minas Gerais, vem enfrentando esse problema. O resíduo desta mina consiste em uma lama alcalina gerada a partir da neutralização do pH da drenagem ácida de mina e é rico em vários metais, dentre os quais encontra-se o urânio. A recuperação do urânio por técnicas hidrometalúrgicas pode ser uma alternativa viável sobre o reaproveitamento desse material. Uma das técnicas mais indicadas para a recuperação do metal desse resíduo é a lixiviação alcalina. O presente trabalho objetivou definir um processo de lixiviação específico para a recuperação do urânio presente na lama e uma forma eficaz de concentrar o metal presente no licor da lixiviação. Estudou-se variáveis como porcentagem de sólidos, tempo, temperatura, seleção dos agentes extratores, concentração dos reagentes e necessidade ou não de se utilizar oxidantes. Os resultados mostram ser possível extrair 100% do urânio presente na lama sendo que as condições experimentais ideais são 10% de sólidos, [Na2CO3] a 0,50 molL-1, [NaHCO3] a 1,00 molL-1, 20 horas de reação à temperatura ambiente. A caracterização química da amostra realizada por espectrometria de raios-X por dispersão em energia (EDX) evidenciou elementos como Ca, S, Mn e Al como majoritários e o teor de U3O8 foi de 0,25%. A identificação das fases cristalinas, feita por técnica de difração de raios-X, mostrou a etringita (Ca6Al2(SO4)3.(OH)12.26H2O) como fase predominante, o gipso (CaSO4.2H2O) como fase maior, a calcita (CaCO3) como menor e a bassanita (CaSO4.0,5H2O) como fase minoritária. A etapa de concentração constou da avaliação das técnicas de precipitação e troca iônica. Para a precipitação utilizou-se solução de hidróxido de sódio a 10 molL-1 até que o pH da polpa chegasse a 12. Precipitou-se 62% do urânio presente no licor e o teor do metal no precipitado foi de 6,5%. A baixa recuperação na precipitação se deve ao excesso de íons carbonato do licor que interferiu tanto na precipitação quanto na troca iônica. Na precipitação o excesso de carbonato dificulta a desestabilização do ânion complexo [UO2(CO3)3]4- e no caso da troca iônica há a competição entre esses ânions e o íon CO32- pelos sítios de adsorção das resinas. Desta forma, para os ensaios de troca iônica, fez-se necessário submeter o licor gerado na lixiviação a ensaios com a finalidade de eliminar o excesso de íons carbonato. Para tal utilizou-se de aquecimento do licor, ou adição de cal para precipitação do carbonato de cálcio ou a diluição do licor com a solução de drenagem ácida de mina. Tais procedimentos visaram à obtenção de um licor com características adequadas para a posterior adsorção do urânio pelas resinas. As resinas testadas foram a DOWEX RPU e IRA 910 U e os carregamentos foram considerados satisfatórios para ambas, sendo esses valores de 65,0 e 60, 0 mg U/g, respectivamente. / Appropriate management of wastes is one of the most important environmental problems, particularly concerning the tailings of mining activities. Interim storage of the tailings at incorrect places pending treatment demands an urgent solution. The Osamu Utsumi Mine located in the city of Caldas, Minas Gerais, has faced such problem. The waste of the mine consists of an alkaline sludge produced during pH neutralization of acid drainage and is rich in several metals, including uranium. The recovery of uranium by a hydrometallurgical technique can be one alternative for the reuse of this material, alkaline leaching is one of the most indicated techniques to attain that purpose. The present work aimed to develop a specific leaching process for the recovery of uranium present in the sludge and to concentrate the metal in the leaching liquor in a effective way. The following parameters were assessed: solid percentages, residence time, temperature, selection of extracting agents, concentration of reagents and evaluating whether or not to apply oxidants. Results show the possibility of extracting 100% of the uranium contained in the sludge. The better conditions to reach the maximum solubilization are: 10% solid content, 0.50 molL-1 Na2CO3, 1.00 molL-1 NaHCO3, and 20 hours reaction time at room temperature. The chemical characterization of the sample by energy dispersive X-ray spectrometer (EDX) indicated Ca, S, Mn and Al as the main constituents of the sludge, and 0.25 % of U3O8. The crystallized phases present in the sample, according the X-ray diffraction, are ettringite (Ca6Al2(SO4)3.(OH)12.26H2O) as a predominant phase followed by gypsum (CaSO4.2H2O), calcite (CaCO3) and bassanite (CaSO4.0.5H2O) as the minority. The concentration step was composed by evaluate of precipitation technique and ionic exchange. In the precipitation stage, 10.0 moL-1 NaOH solution was added to the pulp to reach a pH of 12. The percentage of uranium precipitated from the liquor was 62% and the concentration of metal contained in the precipitate correspond a 6.5%. The low recovery is due to the excess of carbonate ions in the liquor that influenced in the precipitation and ionic exchange. The excess of carbonate in the precipitate hinders the destabilization of the Na4UO2(CO3)3 soluble complex and in the case of ionic exchange there is a competition between CO32- ion and [UO2(CO3)3]4- anion for the adsorption sites of the resins. Based on this fact it was necessary to submit the solution generated in the lixiviation stage to three different tests: heating, lime addition and dilution of the liquor with the acid mine drainage to eliminate the excess of carbonate ions. The aim of this procedure is to obtain a product with suitable characteristics to allow subsequent uranium adsorption by the resin. The adsorption capacities of the two resins used - DOWEX RPU and IRA 910 U were around 65.0 and 60.0 mg U/g of resin, respectively. Both adsorption capacities were considered satisfactory.