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Avaliação do desempenho ambiental do sistema de gerenciamento de rejeitos da unidade de concentrado de urânio de Caetité-Ba.
No full textEste trabalho apresenta uma avaliação do sistema de gerenciamento de rejeitos da Unidade de
Concentrado de Urânio, localizada em Caetité-BA, avaliando os procedimentos que vêm sendo
adotados, tendo como foco principal o desempenho ambiental do empreendimento. O sistema de
gerenciamento de rejeitos da instalação mostrou-se efetivo no controle dos impactos ambientais,
contudo oportunidades de melhoria foram detectadas. Simulações matemáticas mostraram que os
tanques de deposição dos rejeitos de processo não apresentaram um potencial relevante de
contaminação das águas subterrâneas. Todavia, simulações feitas com o minério exaurido indicam
que este não pode ser descartado como uma fonte de contaminação a longo prazo. Em relação aos
resíduos líquidos, foi observada a necessidade de um melhor dimensionamento da capacidade de
armazenamento das drenagens esgotadas da área da mina, sendo que a opção de tratamento químico
destas águas e posterior liberação deve ser avaliada
Estudos de proveniência em sítios arqueológicos da região de Araruama do estado do Rio de Janeiro
No full textThe present work shows the results of provenience studies for ceramics collected at São José, Morro Grande, Serrano and Bela Vista archaeological site in Araruama region in Rio de Janeiro state, Brazil. The clays used in this study were collected in the same region. The elemental chemical composition were detemined in ceramic and clay samples by INAA allowing the simultaneous determination of twenty five elements, most of them at trace level. The studies of classification and provenience were made by multivariate statistical methods. The Euclidean distance and the hierarchical means in the ward subroutine were used in cluster analysis. Besides, dilution effect was also taken into account to verify the relation between clays and the different groups defined.The results of the cluster analysis and of the average dilution factor calculated for each on of the clays in relation to each group defined show that ceramics without decorations from São José have a closer chemical composition with the clay collected at the closest point at Morro Grande, denominated as Córrego Cambuci. The elements Co, Cr, Hf, Ta, Ti e SB show smaller concentration in the ceramic, suggesting that in some way those elements are lost during fabrication or probaby are diluted by the addition of temper or other materials
Otimização da eficiência térmica de uma usina nuclear do tipo pressurized water reactor
No full textO principal objetivo deste trabalho é definir as condições operacionais do ciclo secundário de uma usina do tipo Pressurized Water Reactor (PWR) de modo que se obtenha um na sua eficiência em diversos níveis de potência, sem implementação de novos (ou modificações de) equipamentos, através da otimização de parâmetros operacionais da unidade. Para efetuar o cálculo térmico, faz-se o conhecimento dos parâmetros térmicos ao longo de todo o circuito. A eficiência térmica é calculada a partir de um programa o qual aplica a conservação de massa e energia, adotando o modelo homogêneo. Os parâmetros inerentes à geometria do circuito e às características específicas dos componentes do circuito, tais área de transferência de calor dos trocadores de calor e outros, são estimados a partir de um conjunto de valores para os diversos parâmetros termodinâmicos em diversos níveis de potência empregando uma ferramenta de otimização, possibilitando um cálculo de balanço térmico mais realístico com a planta analisada. Este fato caracteriza o programa como típico (cativo) para o circuito analisado, apresentando detalhes de modelagens de componentes que não são encontradas em programas comerciais. Conhecidos os coeficientes necessários para cálculo do balanço térmico do circuito analisado, emprega-se novamente a ferramenta de otimização para estimar os parâmetros de operação que definem a máxima eficiência térmica procura para o nível de potência especificado. Assim, otimizando os parâmetros operacionais, maximiza-se a quantidade de energia gerada por quantidade de combustível utilizado promovendo um ganho de capital, sem troca de equipamento
O Rutilo como alternativa para fixação molecular de rejeito nuclear de alta atividade
No full textA adequada disposição de rejeitos radioativos de alta intensidade provenientes de reatores comerciais, programas de defesa e desativação de arsenais bélicos é um enorme desafio para a comunidade científica e a sociedade moderna. O isolamento seguro do rejeito radioativo de alta intensidade (HLW) da biosfera exige a sua imobilização dentro de uma matriz durável ("waste form") resistente ao calor, radiação e lixiviação sobre uma escala de tempo geológico. O vidro de borosilicato é no presente a escolha preferida pela maioria dos países para fixação destes rejeitos devido à facilidade de processamento, porém, as temperaturas utilizadas são ainda consideradas elevadas (1150-1250ºC), acarretando riscos de volatilização de radionuclídeos. As matrizes cerâmicas conferem maior durabilidade química que os vidros, mas a temperatura de processamento via tecnologia do pó também é elevada devido ao alto ponto de fusão de cerâmicas. Este trabalho contém sucinta revisão bibliográfica sobre a contenção de rejeitos de alta intensidade e aborda a possibilidade de fixação molecular destes rejeitos em matriz de rutilo em que o TiO2, precursor é submetido a um tratamento químico-mecânico de sonificação que altera a cinética da transformação anatásio-rutilo permitindo a obtenção do rutilo em temperaturas inferiores àquelas alcançadas convencionalmente (1000ºC). Resultados experimentais mostraram ser possível a obtenção de rutilo em temperaturas inferiores a 700ºC, o que pode permitir a densificação de matrizes cerâmicas de rutilo em temperaturas inferiores às de processamento das matrizes de vidro de borosilicato evitando os problemas de volatilização de radionuclídeos
Desenvolvimento de um sistema radiocromatográfico para avaliação do controle de qualidade radioquímico .
No full textNeste trabalho foi desenvolvido um sistema radiocromatográfico com a finalidade de avaliar a pureza radioquímica, sendo um dos parâmetros determinantes de aprovação da qualidade do rádiofármaco iodeto de sódio (Na123 I Ultra Puro) produzido pelo Instituto de Engenharia Nuclear. O iodeto de sódio é um radiofármaco largamente usado nos exames para diagnosticar disfunção da tireóide. O sistema em questão,é composto por um motor de passo com a finalidade de movimentar uma mesa presa a um fuso. Sobre a mesa é colocado um papel específico para utilização em cromatografia contendo uma determinada concentração radioativa. A mesa, então, é movimentada sob um detector de radiação, e os dados de contagem provenientes do detector são transferidos para um software, que permite que estes dados sejam posteriormente analisados. Este sistema apresenta uma estrutura mecânica relativamente simples, um programa de computador de fácil utilização e componentes eletrônicos que podem ser encontrados sem dificuldades no mercado nacional, acarretando, com isso, um menor custo ao sistema sem perder a confiabilidade dos resultados obtidos
Análise crítica do sistema de gerenciamento de rejeitos provenientes de mieneração e beneficiamento de urânio: um estudo de caso da unidade de concentrado de urânio/INB
No full textO mercado mundial de urânio enfrentou, nas últimas décadas, uma depreciação desta “commodity”. Coma redução dos estoques secundários (representado pelos estoques de urânio enriquecido da antiga União Soviética) começa-se a projetar um aumento no preço deste bem e o mercado voltará a depender da produção primária. Para fazer frente a esta nova demanda, novas plantas terão que entrar em operação ou então aumentar-se a produção daquelas já existentes. Questões ambientais têm sido, e certamente continuarão sendo, determinantes na viabilidade operacional deste tipo de instalação. No caso da mineração de urânio os riscos radiológicos somam-se aos não radiológicos, e os grandes volumes de rejeitos gerados estão entre os principais aspectos ambientais. Por isso mesmo devem ser gerenciados adequadamente de forma a minimizar os impactos associados. No Brasil, toda a produção de urânio provém da Unidade de Concentrado de Urânio (URA), situada no município de Caetité, no estado da Bahia, sendo operada pelas Indústrias Nucleares do Brasil (INB). A unidade é constituída por uma mina com lavra a céu aberto e uma instalação de processamento de minério. O método da lixiviação ácida com H2SO4 em pilha (Heap Leach) é empregado para a extração de urânio. A capacidade de produção da unidade está em torno de 400 t/ano de U3O8.Este trabalho teve por objetivo apresentar uma avaliação do sistema de gerenciamento de rejeitos dessa unidade, analisando a sua eficácia em relação à mitigação dos impactos potenciais, tanto na fase operacional quanto na fase pós-operacional. Os rejeitos foram divididos em rejeitos de mineração e rejeitos de processo. No primeiro grupo foram incluídas as aguas de drenagem e os estéreis das atividades de lavra. No segundo constam o minério exaurido (do processo de lixiação), que são depositados em pilhas de forma consorciada com estéreis, e os rejeitos de processo, que são armazenados em tanques (ponds), dotados de drenos sub-aéreos. Foi observado que impactos na atmosfera não são relevantes. Simulações matemáticas não apontaram um potencial relevante de contaminação das aguas subterrâneas a partir dos tanques de deposição de rejeitos de processo. Todavia, simulações feitas com o minério exaurido indicam que tais fontes não podem ser descartadas como importantes fontes de contaminação a longo prazo. Não foi possível se caracterizar de forma quantitativa a contribuição das águas armazenadas na cava da mina no teor de urânio das águas subterrâneas na sua área de influência, e, portanto tal aspecto precisa ser mais bem investigado. Finalmente, o gerenciamento das águas de drenagem não é satisfatório, destaca-se a necessidade de avaliar outras estratégias de gerenciamento destas águas, inclusive o seu tratamento para posterior liberação controlada para o meio ambiente. Recomenda-se também a adoção de um Sistema de Gestão Ambiental com vistas a se atingir um desempenho ambiental mais satisfatório de empreendimento
Optimización de la política de mantenimiento Preventivo del sistema de inyección de alta presión de un reator nuclear típico usando un modelo de confiabilidad y costos
No full textThe Great Deluge ALgorithm Applied to a Nuclear Reactor Core Design Optimization Problem
Get PDFThe Great Deluge Algorithm (GDA) is a local search algorithm introduced by Dueck. It is an analogy with a
flood: the “water level” rises continuously and the proposed solution must lie above the “surface” in order to
survive. The crucial parameter is the “rain speed”, which controls convergence of the algorithm similarly to
Simulated Annealing’s annealing schedule. This algorithm is applied to the reactor core design optimization
problem, which consists in adjusting several reactor cell parameters, such as dimensions, enrichment and
materials, in order to minimize the average peak-factor in a 3-enrichment-zone reactor, considering restrictions on the average thermal flux, criticality and sub-moderation. This problem was previously attacked by the canonical genetic algorithm (GA) and by a niching genetic algorithm (NGA). NGAs were designed to force the genetic algorithm to maintain a heterogeneous population throughout the evolutionary process, avoiding the phenomenon known as genetic drift, where all the individuals converge to a single solution. The results obtained by the Great Deluge Algorithm are compared to those obtained by both algorithms mentioned above. The three algorithms are submitted to the same computational effort and GDA reaches the best results, showing its potential for other applications in the nuclear engineering field as, for instance, the nuclear core reload optimization problem. One of the great advantages of this algorithm over the GA is that it does not require special operators for discrete optimization
Medida da contaminação do ar de um laboratório de radiofarmácia
No full textApresenta-se neste relatório os resultados das análises realizadas por espectrometria gama em amostras de ar e em esfregaços coletados num laboratório de radiofarmácia. Os radionuclídeos encontrados foram o Tc-99m e I-131 e as atividades variaram de 1 a 75.000 Bq. A presença desses radionuclídeos nos filtros de carvão ativado e na água coletada do aparelho de ar condicionado evidencia também a contaminação do ar do laboratório
Cylindrization of a PWR core for neutronic calculations
No full textIn this work we propose a core cylindrization, starting from a PWR core configuration,
through the use of an algorithm that becomes the process automated in the program,
independent of the discretisation. This approach overcomes the problem stemmed from the
use of the neutron transport theory on the core boundary, in addition with the singularities
associated with the presence of corners on the outer fuel element core of, existents in the light
water reactors (LWR). The algorithm was implemented in a computational program used to
identification of the control rod drop accident in a typical PWR core. The results showed that
the algorithm presented consistent results comparing with an production code, for a problem
with uniform properties. In our conclusions, we suggest, for future works, for analyzing the
effect on mesh sizes for the Cylindrical geometry, and to compare the transport theory
calculations versus diffusion theory, for the boundary conditions with corners, for typical
PWR cores