estudo da distribuiÇÃo de radionuclÍdeos …livros01.livrosgratis.com.br/cp042943.pdf ·...
Post on 03-Jan-2019
219 Views
Preview:
TRANSCRIPT
ESTUDO DA DISTRIBUIÇÃO DE RADIONUCLÍDEOS NATURAIS NA BAUXITA, PROCESSO BAYER
E SEUS PRODUTOS E RESÍDUOS
Valeria Cuccia Orientador: Prof.Arno Heeren de Oliveira
Área de Concentração: Ciências das Radiações Belo Horizonte- 2006
Livros Grátis
http://www.livrosgratis.com.br
Milhares de livros grátis para download.
UNIVERSIDADE FEDERAL DE MINAS GERAIS ESCOLA DE ENGENHARIA
DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR PROGRAMA DE PÓS-GRADUAÇÃO EM CIÊNCIAS E TÉCNICAS NUCLEARES
ESTUDO DA DISTRIBUIÇÃO DE RADIONUCLÍDEOS NATURAIS NA BAUXITA, PROCESSO BAYER
E SEUS PRODUTOS E RESÍDUOS Valeria Cuccia
Orientador: Prof.Arno Heeren de Oliveira
Departamento de Engenharia Nuclear
Belo Horizonte- Minas Gerais 2006
UNIVERSIDADE FEDERAL DE MINAS GERAIS ESCOLA DE ENGENHARIA
DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR PROGRAMA DE PÓS-GRADUAÇÃO EM CIÊNCIAS E TÉCNICAS NUCLEARES
ESTUDO DA DISTRIBUIÇÃO DE RADIONUCLÍDEOS NATURAIS NA BAUXITA, PROCESSO BAYER E SEUS PRODUTOS E RESÍDUOS
Dissertação apresentada ao Programa de Pós-graduação em Ciências e Técnicas Nucleares da Escola de Engenharia da Universidade Federal de Minas Gerais, como requisito parcial à obtenção do título de Mestre em Ciências e Técnicas Nucleares.
Área de Concentração: Ciências das Radiações
VALERIA CUCCIA
ORIENTADOR: PROF. ARNO HEEREN DE OLIVEIRA
DEZEMBRO - 2006
“O pensamento lógico pode levar você de A a B, mas a imaginação te leva a qualquer parte do Universo.”
Albert Einsten
Dedico a meus pais, obrigada por tudo.
Agradecimentos
"Escreva suas mágoas em areia, sua gratidão em mármore." (Benjamin Franklin) Escrevo em mármore a todos que me deram sua contribuição como seres humanos, em especial a: Meus pais, obrigada pelo apoio incondicional e irrestrito à minha decisão de continuar estudando após a graduação. Não há palavras, simplesmente obrigada! Carlos, meu amor, meu porto seguro em toda essa etapa... Dani, minha irmãzinha querida, também não há palavras... Obrigada também por nos trazer o Ká, tão rica e agradável companhia! Arno, meu orientador, por sempre acreditar e confiar em mim e por me incentivar a aceitar o desafio de fazer esse trabalho. Zildete, que me recebeu de braços abertos e me ajudou com carinho. Obrigada pela amizade (e pelas guloseimas, adoçando nossa vida)! Glorinha, querida, e as super-poderosas meninas do Trítio, Danuta, Giane, Ludmila e Talita, pelo auxílio técnico e especialmente pela amizade e ótimos momentos. Ah! E a Glorinha por me chamar de “Minha Flor!”. Todos os professores e funcionários do CCTN. CDTN, onde foi realizado todo o trabalho experimental. Em especial, Dra. Maria Ângela Menezes e Wagner de Souza, pelas análises de ativação neutrônica e Zoca e Pith pelo apoio na instrumentação. Áurea e Cláudia, pelo voto de confiança ao propor a dissertação em convênio e por terem sempre me visto como engenheira. Nilce pelo empenho em organizar a viagem ao Pará. Amigos da Alunorte, pela calorosa recepção na refinaria e coleta impecável das amostras. Queridos colegas de Mestrado, amigos que certamente vão ficar! Especialmente a Danilo, Luciene e Paulo, querido companheiro de estudos de longa data... E também aos demais amigos, que não cito para não cometer injustiças, obrigada pelos bons momentos! Amigos da SMAMA, em especial a Everton por ter consentido a indispensável flexibilização do meu horário de trabalho e férias. Meus amigos de todas as partes e família, que me brindam com sua companhia, física ou não... sei que me apóiam, deram-me forças para continuar! E torço para que pessoas encantadoras continuem sempre a cruzar o meu caminho para me ensinar mais um pouquinho!
SUMÁRIO INTRODUÇÃO................................................................................................................ 1 Capítulo 1. REVISÃO BIBLIOGRÁFICA................................................................. 3
1.1. Radioatividade Natural ..................................................................................... 3 1.1.1. Potássio......................................................................................................... 4 1.1.2. Urânio ........................................................................................................... 4 1.1.3. Tório ............................................................................................................. 7 1.1.4. Equilíbrio radioativo..................................................................................... 8 1.2. Radionuclídeos e o Meio-Ambiente ................................................................. 9 1.3. Radioatividade Natural em Minérios e na Indústria....................................... 11 1.4. Bauxita e o Processo Bayer ............................................................................ 19 1.5. Radioatividade Natural na Bauxita e no Processo Bayer ............................... 22 1.5.1. Lama vermelha e o meio-ambiente ............................................................ 24 1.6. Radioproteção e Regulamentação .................................................................. 27 1.7. Processo Bayer na Alunorte ........................................................................... 31
Capítulo 2. MATERIAIS E MÉTODOS................................................................... 34 2.1. Coleta das Amostras ....................................................................................... 34 2.2. Métodos de Análise ........................................................................................ 36 2.2.1. Espectrometria gama com detector de germânio hiperpuro – HPGe ......... 37 2.2.2. Análise de urânio - Ativação neutrônica com detecção de nêutrons retardados ................................................................................................................... 42 2.2.3. Análise de tório - Ativação neutrônica instrumental .................................. 43
Capítulo 3. RESULTADOS E DISCUSSÃO ........................................................... 45 3.1. Limites de Detecção – Espectrometria Gama..................................................... 45 3.2. Atividades dos Radionuclídeos .......................................................................... 45 3.3. Considerações sobre o Equilíbrio Radioativo nas Amostras.............................. 57 3.4. Radioproteção e Meio-Ambiente........................................................................ 60 Capítulo 4. CONCLUSÕES...................................................................................... 66 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ........................................................................... 68 ANEXO I - Curvas de Eficiência para os Detectores de Germânio Hiperpuro ............. 73
LISTA DE TABELAS
Tabela 1.1. Atividade específica média mundial de radionuclídeos naturais no solo. ..... 3 Tabela 1.2. Série de decaimento do 40K. .......................................................................... 4 Tabela 1.3. Série de decaimento do 238U. ......................................................................... 5 Tabela 1.4. Série de decaimento do 235U (urânio-actínio)................................................ 6 Tabela 1.5. Série de decaimento do 232Th e meia-vida dos elementos. ............................ 7 Tabela 1.6. Composição típica de bauxitas tropicais...................................................... 20 Tabela 1.7. Composição típica da alumina utilizada para a produção de alumínio ....... 22 Tabela 1.8. Radioatividade natural na bauxita e lama vermelha na Austrália................ 22 Tabela 1.9. Limites de dose devida a radiação natural em alguns países da Europa. .... 29 Tabela 2.1. Radionuclídeos analisados e metodologia utilizada. ................................... 37 Tabela 3.1. Limites de detecção (LD) e de quantificação (LQ) para cada radionuclídeo em ambos os detectores. ................................................................................................. 45 Tabela 3.2. Atividades específicas de 40K para as amostras de etapa do processo. ....... 47 Tabela 3.3. Atividades específicas de 238U para cada amostra e etapa do processo....... 48 Tabela 3.4. Atividades específicas de 226Ra para cada amostra e etapa do processo. .... 49 Tabela 3.5. Atividades específicas de 232Th para cada amostra e etapa do processo. .... 50 Tabela 3.6. Atividades específicas de 228Ac para cada amostra e etapa do processo..... 51 Tabela 3.7. Atividades específicas de 212Pb para cada amostra e etapa do processo. .... 52 Tabela 3.8. Relação entre as atividades específicas de 232Th e 238U para as amostras em que foram detectados. ..................................................................................................... 54 Tabela 3.9. Ra-eq, taxa de dose absorvida e dose efetiva anual para cada etapa do processo. ......................................................................................................................... 65
LISTA DE FIGURAS
Figura 1.1. Diagrama de blocos do processo Bayer para obtenção de alumina. ............ 21 Figura 2.1. Fluxograma simplificado com os pontos de coleta de amostras. ................. 35 Figura 2.2. Representação esquemática do frasco Marinelli colocado sobre o detector HPGe. ............................................................................................................................. 38 Figura 2.3. (a) Blindagem do detector 1. (b) Blindagem e sala blindada do detector 2. 39 Figura 3.1. (a) Comparação entre as atividades específicas obtidas e valores médios e intervalo de valores no solo para 238U e (b) 226Ra. ......................................................... 56 Figura 3.2. Comparação entre as atividades específicas obtidas e valores médios e intervalo de valores no solo para 232Th........................................................................... 56 Figura 3.3. Correlação entre as atividades específicas de 214Bi e 214Pb.......................... 58 Figura 3.4. Correlação ente as atividades específicas médias de 228Ac e 212Pb.............. 59 Figura 3.5. (a) Correlação entre as atividades específicas médias para 232Th e 228Ac e (b) entre 238U e 226Ra. ........................................................................................................... 59 Figura 3.6. Valores calculados de Ra-eq para cada etapa do processo comparados ao limite da OECD para material de construção. ................................................................ 62 Figura I.1. Curva de calibração em eficiência do detector HPGe - detector 1. .............. 73 Figura I.2. Curva de calibração em eficiência do detector HPGe - detector 2. .............. 73
RESUMO
Os recursos naturais e minérios, em geral, possuem radionuclídeos naturais, em
diferentes quantidades. As atividades humanas podem aumentar o potencial de
exposição destes elementos (NORM) ou resultar em aumento das concentrações dos
radionuclídeos nos produtos ou resíduos obtidos pelo processamento físico-químico, em
relação à concentração no material bruto (TENORM).
A pesquisa sobre NORM e TENORM tem se tornado uma preocupação mundial, devido
às grandes quantidades de resíduos contendo NORM que é gerada e seus riscos
potenciais de longa duração. Dentro deste contexto, neste trabalho avalia-se a presença
de elementos radioativos naturais em amostras de bauxita e nas etapas intermediárias do
processo Bayer, bem como de seus produtos e subprodutos gerados. A análise por
ativação neutrônica e espectrometria gama com detector de germânio hiperpuro (HPGe)
foram as técnicas utilizadas para determinação das atividades de 40K e de radionuclídeos
naturais das séries do 232Th e 238U.
Os resultados mostraram que, no processo, a bauxita é a fonte principal de
radionuclídeos das séries de 238U e 232Th. O 40K foi detectado tanto na bauxita quanto
nos demais insumos: água, floculante, soda virgem e leite de cal. A atividade específica
de 232Th é mais de quatro vezes maior que a de 238U na bauxita analisada. Os produtos
finais, alumina hidratada e alumina, não possuem concentrações apreciáveis dos
elementos radioativos analisados.
Na discussão sobre radionuclídeos em resíduos do processo Bayer, na literatura
pesquisada apresenta-se a lama vermelha como resíduo único do processo. Porém, este
estudo apresenta uma inovação a esse respeito, pois há uma separação adicional dos
resíduos, em areia e lama vermelha, analisados individualmente. Verifica-se que 40K, 238U, 226Ra e 232Th e seus filhos concentraram-se mais na lama vermelha que na areia.
Estes resíduos apresentam concentrações de radionuclídeos aumentadas em relação às
da bauxita, enquadrando-se como TENORM. A utilização de lama vermelha para
fabricação de tijolos, para uso em construções fechadas, deve ser melhor avaliada, pois
pode representar um potencial aumento de exposição radiológica, em especial devido à
exalação de radônio.
Palavras chave: bauxita, lama vermelha, radiação natural, TENORM, processo Bayer.
ABSTRACT
Natural occurring radionuclides are present in many natural resources. The acronym
NORM is used to encompass all naturally occurring radioactive materials where human
activities have increased the potential for exposure in comparison with the unaltered
situation. If the radionuclides’ concentrations are increased, the acronym TENORM is
used.
The industrial residues containing radionuclides have been receiving a considerable
global attention, because of the large amounts of NORM containing wastes and the
potential long term risks of long-lived radionuclides.
Included in this global concern, this work focuses on the characterization of
radioactivity in bauxite and samples of intermediate phases of Bayer process for
alumina production, including the end product (alumina) and its main residue – red
mud. The analytical techniques used were the gamma spectrometry (HPGe detector) and
the Neutron Activation Analysis. The analyzed elements were 40K, 232Th, 228Ac, 212Pb, 238U and 226Ra.
In bauxite, the 232Th activity is about four times higher than to 238U activity. It was
found that the ore is the major contributor to radioactivity in Bayer process. Other
sources of 40K are the caustic soda, lime, water and floculants.
The end products does not carry significant activity.
Usually, in the technical literature, red mud is considered the only Bayer process
residue. This study presents an innovation about the residues because there is an
additional separation: sand and red mud, and each one was separately analyzed. The
sand and the red mud carry most part of radionuclides. Thus, these solid residues
present activities concentrations enhanced, when compared to bauxite, which classifies
the residues as TENORM. 40K, 238U, 226Ra and 232Th and its products showed higher
activities in red mud than in sand. The use of red mud for bricks require further studies,
because it can represent a radiological exposition increase.
Key words: bauxite, red mud, natural radiation, TENORM, Bayer process.
1
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
INTRODUÇÃO
O meio ambiente e os seres humanos estão continuamente expostos a radiações
ionizantes. As fontes naturais de radiação podem ser raios cósmicos, radionuclídeos
produzidos pela interação da radiação cósmica com a atmosfera, solo e água e
radionuclídeos primordiais, principalmente das séries naturais do urânio e tório e
potássio-40.
Os minérios, em geral, possuem radionuclídeos naturais, em diferentes quantidades. O
processamento destes minérios pode resultar no aumento das concentrações dos
elementos radioativos naturais, nos produtos ou resíduos obtidos deste processamento,
em relação à concentração no minério bruto. NORM – Natural Occurring Radioactive
Material – é o termo utilizado para descrever materiais que contém radionuclídeos de
origem natural, cuja atividade humana aumentou seu potencial de exposição e TENORM
– Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Materials – é a sigla
utilizada para materiais em que a concentração de radionuclídeos naturais foi
aumentada.
A necessidade de maiores pesquisas a respeito de TENORM em produtos de consumo e
resíduos tem se tornado clara, pois órgãos regulamentadores têm mostrado preocupação
com a questão. As implicações ambientais de resíduos contendo TENORM também
necessitam de maior atenção, pois aspectos radioecológicos e radiológicos estão
envolvidos. Além disso, a preocupação global quanto à questão destes resíduos evoluiu
consideravelmente nas últimas décadas, principalmente devido às grandes quantidades
que são geradas, provocando riscos potenciais de longa duração (radionuclídeos de
meia-vida longa) devido à exposição dos seres vivos a estes resíduos e produtos
radioativos.
Dentre as atividades que podem gerar resíduos com TENORM, está incluída a
mineração e processamento de bauxita, assim como carvão, cobre, estanho, fosfato,
molibdênio, nióbio, potássio, metais preciosos, terras raras e zircônio, entre outros. A
presença de radionuclídeos em minérios deve ser conhecida também com a finalidade
de determinar o risco ao qual os trabalhadores estão expostos em determinada usina de
beneficiamento.
2
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
É importante conhecer o risco que a exposição à radiação natural da bauxita pode
causar, bem como durante seu processamento. Além disso, faz-se necessário investigar
se a lama vermelha (efluente a ser depositado ou utilizado para outras aplicações) deve
ser considerada como um rejeito radioativo. O estudo da distribuição de radionuclídeos
na lama vermelha pode elucidar os riscos associados à sua disposição final, em relação
ao ser humano e ao meio-ambiente.
Um melhor entendimento da questão da radioatividade natural presente na bauxita/lama
vermelha e do comportamento dos radionuclídeos no processo Bayer pode, inclusive,
gerar oportunidades de separação/remoção dos componentes radioativos nas amostras.
Dentro deste contexto, este trabalho teve como objetivo principal avaliar a concentração
de radionuclídeos naturais na bauxita, em todas as fases do processamento para
obtenção de alumina pelo processo Bayer, verificando a distribuição dos radionuclídeos
presentes em cada etapa do processo e também nos produtos finais e resíduos.
3
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Capítulo 1. REVISÃO BIBLIOGRÁFICA
1.1. Radioatividade Natural
O meio ambiente e o ser humano estão sujeitos a um fluxo contínuo de radiações
ionizantes. As fontes naturais de radiação provêm dos raios cósmicos, dos
radionuclídeos produzidos pela interação da radiação cósmica com a atmosfera, solo e
água e dos radionuclídeos primordiais (das séries naturais do urânio e tório, 40K, entre
outros). Os radionuclídeos provenientes das séries do urânio e do tório contribuem em
torno de 70% da dose anual por pessoa devido à exposição à radiação natural. O homem
está exposto a essa radiação internamente, por ingestão e inalação de radionuclídeos, e
externamente, devido aos raios cósmicos e aos radionuclídeos emissores beta e gama.
Porém, mais de dois terços da exposição a radionuclídeos naturais ocorre internamente.
(Camargo, 1994)
A maior parte dos elementos radioativos que ocorrem na natureza é membro de uma de
três séries radioativas: a do urânio (em que o pai é 238U), do actínio (235U) e do tório
(232Th). Há também elementos que não fazem parte de nenhuma destas séries de
decaimentos, como o 40K (potássio) e 7Be (berílio). (Kaplan,1978)
Em relatório da UNSCEAR – United Nations Scientific Committee on the Effects of
Atomic Radiation (2000), constam as atividades específicas estimadas de 40K, 238U, 232Th e 226Ra na crosta terrestre em diversos países, como é mostrado na Tabela 1.1. No
documento ressalta-se que as concentrações dos elementos podem ser aumentadas por
processos geológicos, como em granitos, por exemplo. Além das alterações naturais,
durante o processamento de algumas matérias-primas, os radionuclídeos podem ser
concentrados em produtos ou, mais usualmente, em resíduos.
Tabela 1.1. Atividade específica média mundial de radionuclídeos naturais no solo. Concentração
(Bq.kg-1) 40K 238U 226Ra 232Th
média 400 35 35 30
intervalo 140-850 16-110 17-60 11-64 Fonte: UNSCEAR, 2000.
4
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
O potássio apresenta decaimento radioativo muito simples, ao passo que os decaimentos
de urânio e tório são complexos e ocorrem ao longo de uma cadeia de desintegração.
Nos tópicos seguintes serão abordadas características químicas e nucleares destes três
elementos, além das cadeias radioativas que são originadas por seus decaimentos.
1.1.1. Potássio
Apenas um dos vários isótopos naturais de potássio é radioativo, o 40K. Sua abundância
isotópica é de 0,0118%. A radioatividade do potássio é constante sob quaisquer
condições, pois não há separação significativa dos isótopos na natureza. A atividade
específica do potássio é 3,3 Bq/g e sua meia-vida é de 1,3x109 anos.
O potássio é emissor beta. Ambos os produtos de seu decaimento são estáveis. A cadeia
de decaimentos é simples e caracterizada por uma energia gama de 1,46 MeV, como
pode ser verificado na Tabela 1.2. (IAEA, 1979)
Tabela 1.2. Série de decaimento do 40K.
Isótopo Meia-vida Principal desintegração
Energia do principal raio gama (MeV)
K-40 1,3x109 anos β, γ 1,46
Ca-40 (89%) estável - -
Ar-40 (11%) estável - - Fonte: IAEA, 1979.
1.1.2. Urânio
O urânio natural consiste, basicamente, de três isótopos, 238U, 235U e 234U, com
abundâncias isotópicas de 99,274%, 0,720% e 0,0057%, respectivamente.
O urânio ocorre naturalmente na crosta terrestre em concentrações na faixa de 0,008 a
8,2 ppm. É encontrado em rochas e minérios, areia monazítica, águas salgadas e doces.
Nas águas, está presente em concentrações em torno de 0,01 a 500 ppb, eventualmente,
1 ppm. Pode estar na forma dissolvida, adsorvida ou absorvida. Seu transporte e
mobilidade dependem de quatro fatores principais: potencial de oxi-redução, pH,
agentes complexantes e materiais adsorventes presentes na água. (Camargo, 1994)
5
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
O decaimento radioativo do 238U é complexo e passa por quatorze etapas, com
desintegrações características, até alcançar o produto final estável, 206Pb. A atividade
específica do urânio é (12,23±0,03) Bq.mg-1 de urânio total. As principais emissões
gama são associadas a 214Pb e 214Bi, oitavo e nono filho.
A meia-vida acumulada dos produtos de decaimento desde sua formação é de
aproximadamente 330.000 anos. Convém ressaltar que um antecessor do 214Pb e do 214Bi é o gás radônio (222Rn), principal fonte de exposição à radiação natural, e que oito
das desintegrações ocorrem com emissão de partícula alfa. (IAEA, 1979) A cadeia de
decaimentos, com informações a respeito da meias-vidas, tipo de desintegração e
energia dos raios gama emitidos é mostrada na Tabela 1.3.
Tabela 1.3. Série de decaimento do 238U.
Isótopo Meia-vida Principal desintegração
Energia do principal raio gama (MeV)
238U α234Th 24,1 d β234Pa 1,18 min β234U α
230Th α226Ra α222Rn 3,82 d α218Po 3,05 min α214Pb 26,8 min β,γ 0,29; 0,35214Bi 19,8 min β,γ 0,61; 1,12; 1,76214Po α210Pb 21,3 a β210Bi 5,01 d β210Po 138,4 d α206Pb estável -
4,51x109a
2,48x105a
8x104a
1,600x103a
1,6x10-4s
Fonte: IAEA, 1979.
6
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
O 235U é o pai da série dos actíneos. Sua abundância isotópica é de apenas 0,72% e,
portanto, é pouco encontrado na natureza. A cadeia de decaimentos do 235U é
apresentada na Tabela 1.4.
Tabela 1.4. Série de decaimento do 235U (urânio-actínio).
Isótopo Meia-vida Principal desintegração
235U α231Th 25,6 h β231Pa α227Ac 21,6 a α, β227Th 18,17 d α223Fr 22 min α, β223Ra 11,68 d α219At 0,9 min α, β
219Em 3,92 s α215Bi 8 min α, β215Po α, β211Pb 36,1 min β215At α211Bi 2,15 min α, β211Po 0,52 s α207Tl 4,79 min β207Pb estável
7,10x108a
3,43x104a
10-4s
1,83x10-3s
O átomo de urânio possui quatro estados de oxidação: +3, +4, +5, +6. Entretanto,
apenas os estados +4 e +6 são estáveis na natureza. O íon mais comum para o urânio no
estado de oxidação +4 é o U4+ e para o estado +6, o íon uranilo, UO22+. Ambos sofrem
hidrólise.
Alguns compostos de urânio, tais como nitrato, fluoreto, cloreto, sulfato hidratado e
bicarbonato hidratado são solúveis em água. Óxido, hidróxido, sulfeto, carbonato e
fosfato são insolúveis.
Fonte: KAPLAN, 1978.
7
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Vários complexos são formados entre os íons U4+ e UO22+ e alguns ligantes, como
carbonato, cloreto, sulfato, nitrato, fosfato, citrato, tiocianato e outros ânions orgânicos,
como os de ácido húmico. (Camargo, 1994)
1.1.3. Tório
O tório ocorre naturalmente na crosta terrestre em concentrações na faixa de 0,01 a 21,5
mg.kg-1 É encontrado, principalmente, em areia monazítica, rochas e alguns minerais.
Geralmente, os compostos de tório não são facilmente dissolvidos em água. Seu
transporte ocorre principalmente por sorção nas partículas e depende do fenômeno de
ressuspensão ou de mistura do sedimento na água. (Camargo, 1994)
O principal isótopo do tório é o 232Th. Assim como o urânio, o tório possui uma
complexa cadeia de decaimentos até alcançar o 208Pb. A atividade específica do 232Th é
4,1 Bq.mg-1 de tório total. A cadeia de decaimentos, com informações a respeito da
meias-vidas, tipo de desintegração e energia dos raios gama emitidos é mostrada na
Tabela 1.5.
Tabela 1.5. Série de decaimento do 232Th e meia-vida dos elementos.
Isótopo Meia-vida Principal desintegração
Energia dos gamas principais (MeV)
232Th α228Ra 5,75 a β228Ac 6,13 h β,γ 0,91; 0,96228Th 1,91 a α224Ra 3,64 d α220Rn 55,3 s α216Po 0,15 s α212Pb 10,64 h β,γ 0,24212Bi 60,6 min β,γ 0,73
212Po (64%) α208Tl (36%) 3,1 min β,γ 0,51; 0,58; 2,62
208Pb estável −
1,39x1010a
3x10-7s
Fonte: IAEA, 1979.
8
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Compostos de tório são estáveis no estado de oxidação +4. O íon positivo Th4+ tem uma
forte tendência para formar complexos com ânions que podem estar presentes na
solução, tais como cloretos, nitratos, fosfatos e fluoretos. Sabe-se que em concentrações
acima de 3 mol.L-1 na presença de ácido nítrico, o tório forma com o ânion nitrato
complexos de carga negativa. Alguns compostos de tório, tais como nitrato, sulfato e
cloreto são solúveis em água, enquanto que hidróxido, óxido, fluoreto, fosfato e
carbonato são insolúveis. (Camargo, 1994)
1.1.4. Equilíbrio radioativo
A expressão estado de equilíbrio é geralmente usada para a condição em que a derivada
de uma função em relação ao tempo é igual a zero. Ao aplicar esta condição aos
membros de uma cadeia radioativa, o número de átomos na cadeia não estaria mudando.
Esta condição não é rigorosamente satisfeita, mas é possível atingir um estado muito
próximo ao equilíbrio se a substância pai decair muito menos que os outros elementos
da cadeia, isto é, se o pai tiver meia-vida muito longa em comparação a qualquer um
dos produtos de decaimento. É o que ocorre na série do 238U, que possui meia-vida de
4,5x109 anos. Este tipo de equilíbrio é conhecido como equilíbrio secular. Para que ele
se estabeleça, é necessário ter certeza de que o material não é perturbado, ou seja,
nenhum produto de decaimento é removido nem escapa por um tempo suficientemente
longo. (Kaplan, 1978)
Em um sistema quimicamente fechado, portanto, o processo de decaimento radioativo
de urânio e tório resulta em um estado de equilíbrio sendo alcançado, de modo que cada
filho produzido na cadeia seja formado à mesma proporção que decai. Os filhos de
meia-vida longa são mais abundantes que os de menor meia-vida. São necessários cerca
de 106 anos para que a série de 238U atinja o estado de equilíbrio, enquanto que 40 anos
são suficientes para que a série do tório alcance esta condição. Uma vez que a série de
decaimento esteja em equilíbrio, a partir da medida da abundância de um filho pode-se
inferir a abundância do pai. A medida da concentração de 214Bi, por exemplo, pode
fornecer a medida da abundância de urânio, e a medida da concentração de 228Ac pode
indicar a abundância de tório. (IAEA, 1979)
9
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Em condições geológicas de superfície (ou próximas a ela), este sistema químico
fechado pode não existir. Os processos causados pelas alterações climáticas podem
provocar introdução e remoção de material e, considerando que os decaimentos ocorrem
em diferentes fases, com diferentes propriedades físicas e químicas, é provável que, sob
estas condições climáticas, ocorra a dispersão de alguns elementos da cadeia. Isto
provoca o desequilíbrio das séries de decaimento, ou seja, os produtos intermediários e
finais não estarão presentes em qualquer ponto na proporção esperada. Sob estas
condições, a medida da abundância de um produto de decaimento não necessariamente
fornece a abundância do pai. Entretanto, o grau de desequilíbrio vai variar segundo
diversos fatores, como a mineralogia dos radioelementos e de suas vizinhanças, como a
presença de sulfatos e carbonatos. O clima, superfície hidrológica e topografia também
influem neste equilíbrio. (IAEA, 1979)
O equilíbrio está também relacionado ao volume da amostra estudada. Uma amostra
pequena, portátil, tende a apresentar grau de desequilíbrio maior que uma grande
amostra ou medida in situ de grande volume de material. O grau de desequilíbrio não é
facilmente estabelecido com medidas de campo diretas, apesar de poder ser determinado
em laboratório de várias maneiras, comparando os resultados das análises químicas com
as estimativas fundamentadas no processo de desintegração ou medindo a
radioatividade dos diferentes produtos de decaimento. Infelizmente, volumes de
amostras de laboratório tendem a enfatizar o processo de desequilíbrio. (IAEA, 1979)
Portanto, no processamento químico da bauxita, a ser tratado neste trabalho, pode-se
esperar, que o equilíbrio químico seja completamente alterado. Os radionuclídeos
podem se distribuir entre as etapas do processo, segundo suas características físico-
químicas.
1.2. Radionuclídeos e o Meio-Ambiente
A UNSCEAR – United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation
(1996) ressalta que a preocupação quanto à proteção radiológica vinha sendo focalizada
no ser humano e procura, por meio do relatório, estabelecer os efeitos da radiação ao
meio-ambiente. Segundo o documento, os mamíferos são os organismos mais sensíveis
à radiação ionizante, seguidos pelos pássaros, peixes, répteis e insetos. As plantas
10
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
também são sensíves, em diferentes intensidades. Aparentemente, a capacidade
reprodutiva dos indivíduos é o atributo mais afetado.
Os radionuclídeos, quando liberados no meio, com freqüência se dispersam e se diluem,
mas podem também concentrar-se em organismos vivos durante transferências na
cadeia alimentar. As substâncias radioativas também podem se acumular na água, solo,
sedimentos e ar, desde que a sua entrada seja maior que seu decaimento natural.
(Odum,1972)
Segundo Odum (1972), a maioria dos estudos demonstra que as células de divisão
rápida são mais sensíveis, o que explica porque a sensibilidade diminui com avanço da
idade. Nas plantas superiores, demonstrou-se que a sensibilidade à radiação é
diretamente proporcional ao tamanho do núcleo celular, ou seja, ao volume dos
cromossomos.
A referida sensibilidade diferenciada dos organismos é de grande interesse ecológico: se
um sistema receber um nível de radiação superior ao natural, sob o qual se desenvolveu,
serão produzidos ajustes e adaptações que podem incluir a eliminação de espécies
sensíveis. Este desaparecimento de espécies pode alterar o equilíbrio da cadeia
alimentar causando conseqüências indesejáveis, como o aparecimento de pragas, por
exemplo.
Os seres vivos podem ser expostos à radiação de diversas maneiras, quais sejam (EPA,
2006):
a. inalação de poeiras, fumaça ou gases radioativos. A inalação é uma via de
exposição de especial importância para radionuclídeos emissores α e β, devido à
prolongada exposição do sistema respiratório;
b. ingestão de material radioativo, também importante devido ao contato
prolongado dos radionuclídeos com o sistema digestivo.
c. irradiação, devido a radionuclídeos emissores γ. É a principal via de exposição
para plantas e fungos, além da absorção.
Em todos os organismos, o DNA é sensível à radiação e pode ser rompido pela
exposição a baixas doses de radiação. Um rompimento duplo é muitas vezes letal por
ser de difícil reparo. DNA reparados incorretamente podem levar a mutações e
carcinogênese. (Prise et al, 2003 apud Møller & Mousseau, 2006)
11
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
A taxa de exposição à dose também influencia na mutagênese. Em geral, há uma relação
linear entre mutação celular e taxa de dose para baixas taxas de dose, e uma relação
exponencial para altas taxas de dose. (Møller & Mousseau, 2006)
Segundo Møller & Mousseau (2006), mesmo em Chernobyl, que pode ser considerado
o maior “laboratório” natural para avaliação dos efeitos da radiação em seres vivos,
estes estudos não têm sido completamente explorados. Existem alguns estudos sobre
mutações em poucas espécies e as conseqüências ecológicas do acidente continuam
pouco conhecidas.
O relatório da UNSCEAR (1996) apresenta maiores detalhes sobre o tema. Cabe, neste
trabalho, apenas a ressalva de que o foco fortemente antropocêntrico, para preservação
do meio-ambiente e proteção radiológica, deve ser ampliado para todas as espécies.
1.3. Radioatividade Natural em Minérios e na Indústria
Dentro do contexto de preservação ambiental e proteção radiológica, a preocupação
global quanto à questão dos resíduos contendo NORM evoluiu consideravelmente nas
últimas décadas, principalmente devido às grandes quantidades de resíduos que são
geradas, riscos potenciais de longa duração (radionuclídeos de meia-vida longa) e
exposição das pessoas a resíduos e produtos radioativos, mais que a outras fontes de
radiação.
O correto manuseio e gerenciamento de resíduos radioativos é fundamental, a fim de
garantir que as futuras gerações sejam expostas a níveis de radiação próximos aos
atuais. (Metcalf, s.d.)
Muitos minérios contêm baixos níveis de urânio e tório e a radioatividade a eles
associada pode ser encontrada em concentrados do mineral, produtos intermediários e
finais. Devido às propriedades físico-químicas de cada filho das cadeias, o
processamento químico do minério pode resultar na distribuição do tório e seus filhos
nas etapas deste processamento, concentrando-os, em geral, em uma etapa específica
(Collier, 2001).
Segundo a UNSCEAR (2000), a mineração, moagem e processamento de minérios com
elevadas atividades pode levar a exposições dos trabalhadores devido à irradiação
externa e inalação. A exposição a poeiras é particularmente importante em operações a
12
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
seco, em locais fechados. Incrustações em dutoS e equipamentos também podem ser
fator de exposição. Em operação normal, nas indústrias, a exposição por irradiação
externa é mais usual, aumentando-se a inalação nas operações de limpeza e manutenção.
A exposição a radônio deve ser levada em consideração, mas não depende apenas das
concentrações de atividade no material manuseado.
A radioatividade natural presente nas matérias-primas pode se distribuir durante seu
processamento e ser aumentada em resíduos e produtos intermediários e finais. Estes
materiais são conhecidos como NORM e TENORM.
Os NORM (Natural Occurring Radioactive Material) podem ser definidos como
material radioativo que ocorre naturalmente, em que a atividade humana aumentou o
potencial de exposição em relação à situação inalterada. (Lopez et al, 2004) TENORM -
Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Material, por sua vez, é o
material que contém radionuclídeos naturais presentes em solos, rochas, água e minerais
e nos quais a radioatividade foi concentrada ou disponibilizada ao meio ambiente como
resultado de atividades humanas. (Marcinowski, 2003)
Em trabalho do projeto EC-DGXI CARE – Common Approach for restoration of
contaminated sites (apud Vandenhove, 1999), consta que as indústrias com mais
significativa ocorrência de radionuclídeos naturais são mineração e moagem de urânio,
mineração e processamento de minérios e indústria de fosfatos.
Urânio e tório estão presentes na crosta terrestre em concentrações médias de 4,2 e 12,5
mg.kg-1, respectivamente. Entretanto, níveis um pouco acima são encontrados em
alguns minérios em particular. Além da óbvia ocorrência de radionuclídeos naturais em
depósitos de minério de urânio, vários minérios, com diferentes teores de urânio e tório,
têm sido extraídos e processados comercialmente. Na maioria dos minerais, o nível de
radionuclídeos naturais é baixo. Em outros, como zircônio e terras raras, a concentração
de 238U e 232Th pode ser particularmente elevada: a atividade do 232Th em zircônio e
monazita pode chegar a 10 e 350 kBq/kg, respectivamente (Vandenhove, 1999).
O aumento da ocorrência de radionuclídeos naturais pode estar associado a depósitos de
rejeitos abandonados e/ou instalações e vizinhanças de determinadas indústrias
envolvidas na extração ou processamento de matérias-primas contendo estes elementos.
Quando pessoas são empregadas nestas indústrias, ou quando os rejeitos delas
13
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
provenientes vão para sua disposição final, pode ocorrer considerável exposição da
população (Vandenhove, 1999).
A EPA – Environmental Protection Agency (2005b) têm se preocupado com TENORM
por três razões: estes materiais têm o potencial de causar exposições elevadas à
radiação, as pessoas podem não estar informadas a respeito dos materiais com
TENORM e precisam de informações a respeito deles e, além disso, as indústrias que
geram esses materiais podem precisar de um guia no sentido de auxiliar a gerenciar e
dispor os TENORM, de maneira a proteger as pessoas e o meio-ambiente. A instituição
tem trabalhado com o assunto e o considera um desafio, visto que os TENORM são
produzidos por muitas indústrias em diferentes quantidades e em uma grande variedade
de produtos.
Apesar desse crescente interesse, a presença de material radioativo em minas ou no
processamento de minérios é, em geral, desconsiderada em inspeções e investigações de
impacto ambiental. Tais omissões ocorrem, provavelmente, porque a radioatividade não
é esperada ou porque não há suspeita de que o principal mineral a ser minerado possa
ser radioativo. Entretanto, os processos de formação geológica podem concentrar
minerais radioativos e a extração e beneficiamento de minérios podem resultar na
concentração destes elementos nos resíduos. Em alguns casos, os minerais de interesse
podem ter elementos radioativos incluídos em sua estrutura molecular, gerando
radioatividade no minério ou mesmo no produto final. (Marcinowski, 2003)
Minas subterrâneas de todos os tipos têm o potencial de acumular radônio, seja uma
mina ativa ou inativa. As operações unitárias podem concentrar os elementos
radioativos em produtos e resíduos. Instalações industriais que utilizam grande
quantidade de água podem, inadvertidamente, concentrar os radionuclídeos naturais
presentes nas fontes da água. Nas plantas de beneficiamento de minérios, bombas e
filtros podem acumular radionuclídeos, que podem também ser emitidos nos efluentes
gasosos, líquidos e sólidos. (Marcinowski, 2003)
Em muitos casos, os elementos podem ser mobilizados ou lixiviados dos resíduos ou
minérios por processos ambientais. Urânio é particularmente solúvel em águas ácidas,
mas pode ser também mobilizado em soluções básicas. O rádio, geralmente insolúvel,
exceto na presença de certas soluções iônicas, pode ser arrastado pela água ou vento a
locais distantes de sua fonte. (Marcinowski, 2003)
14
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Marcinowski (2003) inclui a bauxita na lista de minérios que podem apresentar
TENORM em seus resíduos, assim como carvão, cobre, estanho, fosfato, molibdênio,
nióbio, potássio, metais preciosos, terras raras e zircônio, entre outros. Em caso de
suspeita da ocorrência de TENORM, deve-se evitar a exposição dos trabalhadores
enquanto ainda houver trabalhos investigativos a fim de caracterizar a contaminação no
local. As atividades de limpeza, gerenciamento de resíduos e descomissionamento de
minas devem levar em consideração a contaminação radioativa possivelmente
associada.
Segundo a IAEA – International Atomic Energy Agency (2003), concentrações elevadas
de radionuclídeos naturais são freqüentemente detectadas em materiais geológicos, ou
seja, rochas ígneas e minérios. As atividades humanas que lidam com estes recursos
podem também lidar com o aumento das concentrações de radionuclídeos e/ou aumento
potencial da exposição aos radionuclídeos naturais em produtos finais e intermediários e
resíduos. Tais atividades podem incluir a mineração e processamento de minérios,
combustão de combustíveis fósseis ou a produção de óleo e gás natural. Se os resíduos
contendo radionuclídeos naturais não forem gerenciados de maneira apropriada e
segura, pode ocorrer a contaminação de grandes áreas, devido às quantidades elevadas
que são geradas.
A extração e processamento de minérios podem gerar grandes quantidades de resíduos
contendo NORM. Estes resíduos podem conter concentrações elevadas de urânio, tório,
rádio e os produtos de decaimento que estavam presentes no minério extraído. O
processo de extração de alguns minérios pode gerar resíduos com concentração de
radionuclídeos maior que a do minério original.
O nível de NORM presente em determinado minério depende mais da formação
geológica e da região em que está sendo explorado que do minério em particular. A
técnica utilizada para beneficiamento e sua seletividade pode ser uma variável
importante para o controle de NORM nos resíduos. A concentração de NORM em veios
adjacentes ou em outros depósitos varia consideravelmente e selecionar
apropriadamente a região a ser minerada pode reduzir a concentração de NORM no
resíduo gerado.
A poluição química, especialmente de metais pesados, causada pela penetração de águas
de minas abandonadas em áreas adjacentes ainda operando é de particular importância.
Águas de mina podem ser de particular interesse ambiental, mesmo após o
15
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
encerramento da mina. A água é dos principais meios pelos quais NORM podem ser
dispersados da mineração e moagem para o meio-ambiente. A questão da radioatividade
ainda deve ser incluída em muitos estudos a respeito de problemas de poluição química.
Os NORM em seu estado natural podem representar risco radiológico. Portanto, a
exposição a NORM que foram alterados na exploração de recursos naturais deve, a
princípio, ser controlada, visto que a concentração de NORM pode ultrapassar o valor
encontrado ao natural em produtos, sub-produtos ou resíduos. Nestes três meios, a
disponibilidade para liberação de NORM na biosfera pode ser aumentada por alterações
físico-químicas ou simplesmente devido à maneira como estes resíduos são gerenciados.
Esta disponibilidade pode gerar potenciais efeitos na saúde humana e no meio-ambiente.
A concentração de radionuclídeos naturais em determinado ambiente, tal como a de
qualquer elemento químico presente, é controlada por suas propriedades físico-químicas
relacionadas ao meio. As atividades humanas podem alterar essas condições ambientais
de diversas formas, intencionalmente (como extração de urânio por lixiviação in situ) ou
não (como extração e produção de óleo e gás). Mudanças nas condições físico-químicas
podem provocar o enriquecimento em radionuclídeos em algum produto em particular
ou resíduos no curso da atividade industrial. Alguns processos principais podem ser
identificados, tais como:
a. Extração de água subterrânea muda as condições químicas na região vizinha a
ela (pH, potencial redox e pressão parcial dos gases). O equilíbrio químico é
perturbado, podendo causar a precipitação de compostos ou, ao contrário, a
dissolução de minerais, resultado da mistura de águas com diferentes pressões
parciais de CO2.
b. Processos de combustão podem volatilizar alguns elementos, como chumbo e
polônio, concentrando os elementos não-voláteis.
c. Desagregação física pode provocar a dissolução e dispersão em áreas
superficiais.
d. A sedimentação pode provocar acumulação de radionuclídeos naturais,
normalmente associados a minerais pesados, como rutilo e zircônio.
e. Adsorção preferencial em argilas ou matéria-orgânica pode aumentar a
concentração de radionuclídeos nessas frações. O fracionamento por tamanho
16
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
(como peneiramento e flotação) pode provocar aumento das concentrações em
lamas e finos.
Metcalf (s.d.) cita a produção de alumina entre as indústrias que apresentam exposição à
radiação natural aumentada, com atividades de U e Th menores que 1Bq.g-1. Segundo o
autor, a preocupação em relação à exposição à radiação natural é crescente, mas ainda
há muitos assuntos em relação ao limites de exposição a serem resolvidos e
regulamentados.
Vandenhove (1999) realizou um estudo a respeito dos níveis de radionuclídeo naturais
em matérias-primas, produtos finais e intermediários e resíduos de diferentes tipos de
indústrias. O autor afirma que podem existir inúmeros contaminantes não-radioativos
nestas amostras, como metais pesados, terras raras, sais e nutrientes. Estes podem
representar risco, igual ou superior ao risco associado aos radionuclídeos, ao ser
humano e ao meio-ambiente. Todos os tipos de contaminantes, portanto, devem ser
considerados para garantir a segurança no manuseio e disposição final dos rejeitos.
Apesar disso, o autor enfocou apenas os radionuclídeos naturais nas nove indústrias
estudadas, dentre elas, a de mineração e produção de metais.
Nestas indústrias, a atividade é geralmente baixa. No caso da bauxita, as atividades de 232Th e 238U são ambas de 300 Bq.kg-1. O maior risco da exposição à radioatividade
proveniente das indústrias de mineração e produção de metais parece estar associado
aos resíduos gerados, e não aos produtos finais.
Para as indústrias de alumínio, cobre, ferro e aço, chumbo, nióbio, estanho e zinco,
consideradas em outro trabalho de Vandenhove (2002), as atividades no minério são
geralmente baixas. O mesmo pode-se afirmar a respeito da escória e outros resíduos,
exceto para as indústrias de estanho e nióbio. Na disposição de resíduos da indústria de
estanho, a principal via de exposição é a inalação de 232Th após a ressuspensão do
material depositado. O autor afirma, porém, que as informações sobre locais
contaminados por radionuclídeos naturais na Europa são incompletas. Para conhecer o
real risco que os resíduos de indústrias que lidam com materiais com baixo nível de
radiação representam, seria interessante coletar mais dados e realizar estudos caso a
caso.
Segundo a IAEA (2003), um passo importante para as indústrias e órgãos
regulamentadores de um país é entender onde e quando os NORM podem ocorrer em
17
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
um determinado processo, identificando os locais em que as concentrações podem ser
maiores. Em diversos países, esta identificação é de primordial importância e há
legislação a respeito das concentrações de NORM que determinam se o rejeito deve ser
considerado radioativo.
Ao determinar os níveis de NORM permitidos, deve-se atentar aos cenários de
exposição em que os rejeitos serão depositados, pois as doses serão significativas
dependendo das condições de vida e comportamento da população da região. Os NORM
freqüentemente vêm acompanhados de concentrações elevadas de outros elementos que
podem ser considerados tóxicos ou perigosos, como arsênio e metais pesados. É
evidente, portanto, a necessidade de pesquisar, além dos NORM, a presença de outros
poluentes, como metais pesados, por exemplo. Além disso, deve-se assegurar que, ao
resolver a contaminação por NORM, não ocorram problemas adicionais. (IAEA, 2003)
Segundo Ring (2004), a ANSTO - Australian Nuclear Science and Technology
Organisation tem desenvolvido inovações para a indústria mineral, em que as matérias-
primas contenham baixos níveis de radioatividade, como as indústrias de metais
pesados, alumínio, cobre, aço e fosfatos. Estas indústrias são de grande importância na
economia da Austrália e significativas no mercado mundial. A demanda deste mercado
por materiais de maior pureza (e menor quantidade de radionuclídeos) levou a
instituição a investir em projetos de estudo e remoção destes elementos em minérios e
resíduos de seus processamentos. Estes projetos têm como metas principais reduzir o
impacto ambiental dessas operações e aumentar a competitividade de indústrias que
lidam com NORM na Austrália.
No Brasil, Pires do Rio et al (2002) selecionaram minas de nióbio, fosfato, carvão e
ouro para um estudo com a finalidade de verificar possíveis fontes de impacto
radiológico durante e/ou após o enceramento das atividades da mina. Estas indústrias
foram escolhidas devido ao seu potencial de causar problemas radiológicos. Os
resultados mostraram que o processamento químico dos minérios constitui relevante
indicador de impacto para o cenário atual e futuro. O possível uso dos resíduos sólidos
abandonados ao final das operações, representa uma preocupação radiológica de longo-
prazo. Os autores concluíram que as etapas de processamento físico não alteram
significativamente a concentração de radionuclídeos, ao passo que os processos
químicos aumentaram a concentração destes elementos nos resíduos gerados. O
tratamento de efluentes realizado para a redução dos poluentes não-radioativos mostrou-
18
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
se eficiente também para a remoção de radionuclídeos. Caso haja sulfetos no minério, a
geração de água ácida pode ocorrer durante e/ou após o encerramento das atividades da
mina. Essa água tem o potencial de mobilizar quantidades significativas de
radionuclídeos das rochas, em especial urânio.
Em alguns casos, o aumento na concentração e disponibilidade dos radionuclídeos pode
ser insignificante ou relativamente pequena, mas uma grande quantidade de NORM
pode ter seu estado natural alterado. Este caso é mais aparente na exposição humana à
radiação em atividades de mineração, em que grandes quantidades de minério são
extraídas. Neste caso, as concentrações de NORM podem não ser significativamente
aumentadas nos resíduos, mas grandes quantidades dos elementos radioativos podem se
tornar mais disponíveis para liberação na biosfera que quando em seu estado natural,
não-perturbado. Portanto, uma atividade que não aumente, necessariamente, a
concentração de NORM, pode também ser preocupante, simplesmente devido ao
aumento do potencial de exposição humana. (IAEA,2003)
Deve-se notar que as quantidades dos resíduos contendo NORM, quando comparadas às
quantidades de rejeitos radioativos declarados em depósitos para este fim, são muito
maiores. O gerenciamento adequado destes grandes volumes de resíduos é um desafio
para as indústrias.
Segundo Paschoa e Godoy (2002), no Brasil, as principais minerações produtoras de
resíduos TENORM são monazitas, rochas fosfáticas, ouro, chumbo, prata, cobre,
estanho, tântalo e nióbio, associados a urânio e/ou tório.
Há diversos trabalhos publicados em relação à ocorrência de NORM em diversas
indústrias e produtos finais. Um exemplo interessante é o da indústria de petróleo, no
Brasil. Matta (s.d.) e outros pesquisadores do Instituto de Radioproteção e Dosimetria
(IRD) da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) procuram conhecer, avaliar e
reduzir as possíveis exposições ocupacionais causadas por materiais radioativos de
ocorrência natural modificados tecnologicamente. Na indústria do petróleo foram
realizadas análises para determinar a atividade específica do material estocado em
tambores e em incrustações retiradas de tubos dos poços de petróleo. Foram feitas
medições da taxa de exposição em diversas plataformas de exploração de petróleo em
alto mar e medições da concentração de radônio em instalações em terra, em
plataformas e em minas. Nestas últimas, foram também realizadas medições da
exposição à radiação gama e da concentração de radionuclídeos de meia-vida longa.
19
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Apesar das amostras obtidas na pesquisa terem valores elevados de atividade, é possível
manter as doses ocupacionais em níveis inferiores às recomendações internacionais. Os
trabalhadores dos campos de petróleo, porém, devem ser considerados como
ocupacionalmente expostos. Segundo os pesquisadores, a avaliação das normas
nacionais de controle e de regulamentação de práticas envolvendo material radioativo e
nuclear levou à conclusão – e ao alerta – que, no caso da exploração e produção de
petróleo, os critérios de controle existentes nas normas brasileiras eram insuficientes.
Lipzstein et al (2004) realizaram, no Brasil, um diagnóstico preliminar em minas de
carvão, nióbio, níquel, ouro e fosfato, para verificar a necessidade de controle de
exposição dos trabalhadores de minas. Amostras de urina e fezes dos trabalhadores e de
suas famílias foram analisadas e comparadas entre si. Detectou-se que nas minas de
carvão e em algumas áreas da indústria de nióbio haveria exposição ocupacional, nas
demais minas, constatou-se que não seria necessário controle à exposição interna.
1.4. Bauxita e o Processo Bayer
A bauxita foi descoberta em 1821 por um químico francês, P. Berthier, e o nome veio
em homenagem à cidade Les Baux, na França. Depósitos de bauxita são conhecidos em
cerca de cinqüenta países. A reserva estimada do minério no mundo é de 25 bilhões de
toneladas. Em 2001, quatro países eram responsáveis por 68% da produção mundial:
Austrália, com 37%, Guiné, 12%, Jamaica, 10% e Brasil, 9% (Authier-Martin et al,
2001).
Segundo Authier-Martin et al (2001), os minerais de ganga das bauxitas incluem óxidos
e hidróxidos de ferro, titânio, silício (quartzo e outros) e água, além de 50-60 elementos
em concentrações da ordem de 1ppm. Dentre estes elementos, destacam-se alguns com
propriedades químicas que fazem com que se acumulem no licor reciclado, como
fósforo, arsênio, molibdênio, gálio, cloro, iodo, bromo, potássio e germânio. Outros
cinco elementos podem provocar problemas específicos no processo: silício, enxofre,
vanádio, flúor e carbono. Na Tabela 1.6 é mostrada a composição típica de bauxitas
tropicais, com exceção de elementos-traço.
20
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Tabela 1.6. Composição típica de bauxitas tropicais. Componente % em massa
Al2O3 30-60 Fe2O3 1-30 SiO2 <0,5-10 TiO2 <0,5-10
Carbono orgânico (C) 0,02-0,40 P2O5 0,02-1,0 CaO 0,1-2 V2O5 0,01-0,10 ZnO 0,002-0,10
Ga2O3 0,004-0,013 Cr2O3 0,003-0,30
S 0,02-0,10 F 0,01-0,10
Hg 0,05-0,1 Fonte: Authier-Martin et al, 2001.
Cerca de 90% da bauxita extraída no mundo é destinada à fabricação de alumina. O
processo Bayer para obtenção de alumina foi desenvolvido em 1888, por Karl Bayer,
fundamentado na relativa solubilidade dos óxidos de alumínio em solução de soda.
(Authier-Martin et al, 2001) Aproximadamente 90% da alumina produzida no mundo é
obtida por este processo. (Szendröi, 1980)
O diagrama de blocos representativo do processo Bayer pode ser observado na Figura
1.1. O processo consiste na digestão de bauxita por solução fortemente cáustica
(hidróxido de sódio) sob pressão, a temperaturas de 100 a 260°C. A polpa produzida
passa por um flash, onde tem sua pressão e temperatura reduzidos. O resíduo insolúvel
desta polpa, conhecido como lama vermelha, é separado por decantação/ filtração.
Ressalta-se que, apesar de não ser mencionado na literatura, em algumas indústrias esse
resíduo é separado em areia e lama vermelha, por justificativas operacionais.
A solução de sódio-aluminato restante, conhecida como licor rico, passa por
precipitação, em que são adicionados finos de gibsita (o próprio produto antes da
calcinação) como sítios ativos. Os cristais formados passam por um classificador. Neste,
as partículas finas são redirecionadas ao precipitador e os cristais de maior
granulometria seguem para o calcinador, cujo produto é a alumina. A fração líquida é
redirecionada como licor de alimentação da digestão, agora licor pobre.
O cristais obtidos, após separados do licor pobre, passam por uma etapa de calcinação a
cerca de 1000°C, em que é produzida alumina a partir da alumina hidratada.
21
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Figura 1.1. Diagrama de blocos do processo Bayer para obtenção de alumina.
Em trabalho de Ostap (1984), em seis bauxitas de diferentes localidades, analisadas por
espectrometria de massa, foi possível identificar 50-60 elementos diferentes. Somente
cerca de 14 destes possuem propriedades químicas para se acumular nas soluções
cáusticas. Os demais podem não ser atacados, formar compostos insolúveis com alguns
componentes do licor, como hidróxidos, aluminatos ou carbonatos, ou reprecipitarem
durante o estágio de precipitação, com a alumina hidratada.
No processo Bayer, quatro a sete toneladas de bauxita são necessárias para a obtenção
de duas toneladas de alumina, que produzem uma tonelada de alumínio. A maior parte
das impurezas do hidrato de alumínio produzido permanece na alumina após a
calcinação, onde estão presentes, além destas, contaminantes (como vanádio, enxofre e
fósforo) provenientes do óleo combustível utilizado na calcinação. Na Tabela 1.7 é
apresentada a composição típica da alumina utilizada para a produção de alumínio
(Authier-Martin et al, 2001).
A alumina, além de ser a matéria-prima para a fabricação de alumínio, é utilizada para a
fabricação de cerâmicas, refratários, abrasivos, devido a suas altas resistência térmica e
estabilidade química, além de aplicações na indústria química (Authier-Martin et al,
2001). Alumina pode ser usada, por exemplo, em cromatografia e como agente
dessecante (Hind et al, 1999).
DIGESTÃO
SEPARAÇÃO
CALCINAÇÃO
CRISTALIZAÇÃO
Bauxita NaOH (solução)
Licor pobre
Lama vermelha
Licor rico
Alumina – Al2O3
Al(OH)3
22
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Tabela 1.7. Composição típica da alumina utilizada para a produção de alumínio Componente % em massa
Al2O3 99,3-99,7 Na2O 0,30-0,50 SiO2 0,005-0,025 CaO <0,005-0,040
Fe2O3 0,005-0,020 TiO2 0,001-0,008 ZnO <0,001-0,010 P2O5 <0,0001-0,0015
Ga2O3 0,005-0,015 V2O5 <0,001-0,003 SO3 <0,05-0,20
Fonte: Authier-Martin et al, 2001.
1.5. Radioatividade Natural na Bauxita e no Processo Bayer
Diversos tipos de bauxitas de outros países, bem como as lamas vermelhas oriundas de
seus processamentos, já foram avaliados quanto à sua radioatividade natural. Segundo
Cooper (2003), as bauxitas da Austrália, em geral, contêm níveis significativos de
radioatividade natural devido a 238U, 232Th e seus filhos. Parte da radioatividade pode
estar associada a traços de minerais como ilmenita ou monazita. Os níveis de 238U e 232Th podem variar de 10-9000 Bq.kg-1 e 35-1400 Bq.kg-1, respectivamente,
dependendo da fonte do minério. No estudo, a radioatividade da bauxita durante seu
processamento foi quase toda transferida à lama vermelha e muito pouco poderia estar
presente na alumina produzida. A presença destes radionuclídeos na lama vermelha foi
cerca de três vezes maior que os encontrados na bauxita. As concentrações de
radionuclídeos na bauxita e na lama vermelha da Austrália podem ser visualizadas na
Tabela 1.8.
Tabela 1.8. Radioatividade natural na bauxita e lama vermelha na Austrália. Atividade típica (Bq.kg-1) Radionuclídeos
Bauxita Lama vermelha Série do 238U 120 (10-9000) 350 (100-3000) Série do 232Th 500 (34-1400) 1300 (100-3000) Série do 235U 120-130 -
40K 740 (10-600) 150 (10-100) Fontes: Cooper (2003) & IAEA (2003).
23
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
De acordo com a EPA – Environmental Protection Agency (2005a), a bauxita e lama
vermelha possuem baixos níveis de radioatividade, usualmente originados por urânio,
tório, rádio e seus produtos de decaimento. Na bauxita, a radioatividade varia de 163 a
274 Bq.kg-1. No produto, a média é de 8,5Bq.kg-1 e na lama vermelha, varia entre 144 e
207 Bq.kg-1.
Von Philipsborn e Kühnast (1992) afirmam que, apesar da atividade específica de
minérios como a bauxita e fosforita ser baixa ou média, os pesquisadores começam a se
preocupar com a exposição ocupacional a estes materiais, visto que as quantidades
manuseadas são muito grandes, às vezes sem as condições de segurança necessárias. A
bauxita, porém, tem recebido pouca atenção dos pesquisadores, que poderiam responder
questões sobre os radionuclídeos presentes, suas concentrações e possíveis
desequilíbrios radioativos existentes, entre outras questões.
Os autores, com a finalidade de instigar o estudo a respeito da radioatividade natural na
bauxita e apresentar os primeiros resultados, utilizaram espectrometria gama com um
detector de germânio hiperpuro para analisar bauxitas de Gondama, Sierra Leone; Boké,
Guiné; Weipa, Queensland e Gove, Northen Territory, na Austrália. O tempo de medida
para cada amostra foi de doze horas. A bauxita de Gondama, Sierra Leone, apresentou
atividade muito baixa, de cerca de 10% das atividades das demais. Este resultado pode
ser relacionado à informação de que esta bauxita é a única que possui, dentre as quatro
analisadas, baixo conteúdo de carbono orgânico. A confirmação da correlação entre o
conteúdo de carbono orgânico e a atividade da bauxita ainda requer estudos mais
aprofundados.
Nas quatro amostras, atividades relativamente baixas devido à presença de urânio, tório
e seus filhos foram observadas, sendo necessário apenas um controle de poeiras durante
o processamento para limitar a exposição dos operadores à radioatividade. Por sua vez,
as concentrações nas lamas vermelhas apresentam valores duas vezes maiores do que
nas bauxitas. Na Austrália, reservas de bauxita podem ser identificadas em locais em
que a atividade seja de três a quatro vezes maior que o background local. Bauxitas de
outros depósitos podem ter níveis de atividade bem mais altos.
Ainda segundo Von Philipsborn e Kühnast (1992), a bauxita pode conter urânio e tório
em três diferentes formas, devido às condições geológicas. São elas:
24
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
1. Urânio e tório nos minerais da rocha, em particular urânio em zircônio e tório
na monazita.
2. Urânio precipitado de águas percoladas, em que a forma hexavalente solúvel
foi reduzida por carbono orgânico à forma tetravalente, insolúvel.
3. Urânio e tório absorvidos por hidróxidos de alumínio e ferro.
Ibrahirm, N. et al (1999) utilizaram o mesmo método de análise para determinar a
atividade de três bauxitas egípcias e da bauxita utilizada industrialmente na Austrália,
bem como a lama vermelha proveniente de seu processamento. A três primeiras
apresentaram altas concentrações nas séries do urânio, cerca de 120 Bq.kg-1 para 235U.
As concentrações de 40K variaram de 289 a 575 Bq.kg-1 e os valores foram menores
para a série do tório. Como a bauxita utilizada industrialmente na Austrália apresenta
concentrações de radionuclídeos muito baixas, a lama vermelha pode ser considerada
um resíduo de baixo nível radioativo (LLRW), podendo ser então utilizada para outros
fins.
Juhász et al (2005) investigaram sobre TENORM na Hungria, incluindo a mineração de
bauxita e produção de alumina. Os autores determinaram atividades de 200-300Bq.kg-1
para a bauxita e de 200-400Bq.kg-1 para a lama vermelha, com taxa de dose nos
depósitos de lama de 200-400nSv.h-1, o que equivale a 1,75mSv.ano-1.
Apesar dos estudos já realizados sobre a radioatividade na bauxita, conforme a extensa
pesquisa bibliográfica realizada, comunicação pessoal com Cláudia Villa Diniz
(engenheira química da CVRD, M.Sc, Ph.D) e seus contatos com a ANSTO (Australian
Nuclear Science and Technology Organisation), ainda não foram publicados estudos a
respeito do acompanhamento da radioatividade natural durante o processo Bayer.
1.5.1. Lama vermelha e o meio-ambiente
Na moagem da bauxita, calcinação do óxido de alumínio hidratado e no manuseamento
do material, vários dispositivos de coleta de poeiras são utilizados (ciclones,
precipitadores eletrostáticos, entre outros). Grandes quantidades de particulados são
geradas na calcinação do óxido de alumínio hidratado, mas o valor econômico desta
poeira faz com que o controle de sua emissão seja rigoroso. As maiores emissões de
25
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
particulados na produção de alumina resultam, portanto, da moagem (cerca de 0,5 kg
particulados/ tonelada de bauxita) e manuseio. (Hagelstein, 2002)
Efluentes líquidos não são um problema na indústria de alumina. Resíduos líquidos são
produzidos nas etapas de clarificação e precipitação, entretanto, a maior parte da água é
reutilizada diretamente. O principal resíduo da produção de alumina é a lama vermelha.
No processo Bayer, para cada tonelada de alumina produzida, produz-se de uma a duas
toneladas de lama vermelha (Hind et al, 1999). Este resíduo contém, em geral, 20-50%
de ferro, 20-30% de alumínio, 10-20% de sílica, 10-30% de cálcio e 10-20% de sódio.
As lamas podem também conter traços de bário, boro, cádmio, cromo, cobalto, gálio,
vanádio, escândio, chumbo e radionuclídeos. (Alumina Production, s.d.)
A EPA – Environmental Protection Agency (apud Alumina Production) avaliou a lama
vermelha e acredita que esta não apresenta características de um resíduo perigoso, como
corrosividade, reatividade, inflamabilidade e toxicidade. Apesar disso, o órgão avaliou o
potencial de risco da lama vermelha ao ser humano e ao meio-ambiente. Foram
identificados, em cinco diferentes lamas vermelhas, treze metais, sete radionuclídeos e
cinco ânions (fluoreto, fosfato, cloreto, nitrato e sulfato). As concentrações de arsênio,
cobre, cromo, ferro, manganês, selênio e zinco variam consideravelmente entre as
amostras.
A agência comparou a concentração de cada constituinte na lama ao limite de risco em
potencial à saúde humana, organismos aquáticos e recursos hídricos. Então, avaliou a
mobilidade ambiental de cada constituinte presente em concentrações que excediam o
critério. Somente arsênio e cromo estavam presentes em concentrações que poderiam
oferecer risco de câncer maior que 10-5 em caso de ingestão acidental das lamas e
inalação de particulados. A concentração de 226Ra indicou baixo potencial de risco à
exposição em caso de uso da lama para fins de construção civil ou se os depósitos de
lama vermelha, após desativados, forem utilizados de maneira irrestrita. Nestes
depósitos, a poeira também deve ser controlada. Arsênio e selênio estavam presentes no
líquido lixiviado da lama vermelha, em concentrações que excediam o critério
estipulado em cerca de três vezes. A natureza alcalina do resíduo pode limitar o
crescimento da vegetação nos depósitos de lama secos e desativados. O potencial de
risco das lamas vermelhas estudadas à saúde e ao meio-ambiente, portanto, é baixo, se
comparado a outros resíduos de processamento de minérios.
26
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Segundo Zhang et al.(2001), o líquido de drenagem do depósito de lama vermelha pode
causar uma série de problemas ambientais. A utilização da lama vermelha para outros
fins pode transformar esse resíduo em matéria-prima valiosa.
Zhang et al.(2001) realizaram uma série de testes com a lama vermelha, a fim de
determinar as propriedades químicas e geológicas da mesma e avaliar fatores como
permeabilidade, compressibilidade, entre outros.
Segundo os autores, a lama vermelha é um resíduo leve, mole, terroso, que possui
propriedades de engenharia indesejáveis, como alto conteúdo de água. Entretanto, após
a conservação ou secagem por um longo período, sua dureza pode ser aumentada,
graças à sua composição química e mineralógica e ao processo de cementação
irreversível que ocorre com o tempo.
Os autores sugerem três utilizações da lama vermelha, graças à sua composição, com
grãos muito finos de carbonato de cálcio e vários outro minerais. São elas: material de
preenchimento de estradas planas, cimento e fertilizantes para solos ácidos, por conter
traços de vários elementos e ser especialmente rico em potássio e fosfato.
Browner (1995) afirma que vários estudos vem sendo realizados a fim de reutilizar a
lama vermelha. O autor avaliou a utilização desse resíduo, com traços de ouro, como
agente modificador de pH para cianetação de ouro.
Hind et al (1999) fornecem um panorama sobre possíveis usos da lama vermelha.
Segundo os autores, diversas pesquisas tem sido realizadas com a finalidade de obter
novos usos para o resíduo, mas nenhum ainda havia de mostrado economicamente
viável até a data. A recuperação de alumina, soda, ferro, dióxido de titânio, vanádio e
terras raras já foram avaliadas, ainda sem sucesso comercial. Em geral, os processos de
recuperação não são econômicos e criam o problema de disposição do novo resíduo
gerado pelo processo. Os autores mencionam o uso do resíduo para fabricação de
materiais de construção, mas alertam quanto à concentração aumentada de
radionuclídeos naturais na lama vermelha.
Na Alunorte, empresa que cedeu as amostras, o resíduo é descartado em um depósito de
rejeitos, impermeabilizado e com coleta do efluente líquido. O efluente líquido recebe
tratamento para descarte. O depósito, após compactado, é reflorestado com espécies
nativas. A Alunorte recebeu o Prêmio CNI de Ecologia em 1999, pela possibilidade de
27
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
uso do resíduo, após o tratamento, como matéria-prima na indústria de cimento ou
cerâmica, para fabricação de tijolos e telhas.
1.6. Radioproteção e Regulamentação
Conforme anteriormente exposto, as rochas naturais e solos provenientes destas contém
uma quantidade significativa de elementos radioativos naturais. A UNSCEAR – United
Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation – (apud Bennet, 1999)
estima que a dose efetiva média devido à radiação natural seja de 2,2mSv/ano. O maior
componente para a dose efetiva anual é a inalação de radônio e tório e seus filhos de
meia vida curta, 1,0mSv. Em segundo lugar, vem a irradiação externa por radiação
cósmica e fontes terrestres, 0,9mSv. A contribuição menos expressiva, 0,3mSv, é da
ingestão de 40K, 210Pb, 210Po e outros radionuclídeos naturais.
Na literatura, a preocupação quanto a regulamentação de NORM e TENORM é uma
constante. Segundo Vandenhove (1999), a legislação quanto à radioproteção dos
trabalhadores e da população relativa à radiação natural ainda é insuficiente. O autor
cita o documento Title VII do Council Directive 96/29/EURATOM, que obriga o estado
a investigar o problema das fontes naturais de radiação, participar de um extensivo
programa de monitoramento e tomar as medidas cabíveis contra possíveis aumentos de
exposição.
Segundo Collier (2001), na Austrália, as normas e especificações de produtos nacionais
e internacionais em relação a NORM, atualmente, procuram assegurar a proteção da
população e dos trabalhadores, limitar a importação de materiais que possam resultar
em resíduos de difícil gerenciamento após seu processamento e obter baixos níveis de
radioatividade nos produtos finais. Os critérios e sua interpretação para licenciamento
de produtos variam muito entre os países, havendo a necessidade de acordos
internacionais para a regulamentação em relação a NORM.
Koperski e Tsurikov (2004) citam a International Basic Safety Standards (BSS) de
1996, recomendada pela International Atomic Energy Agency (IAEA). Esta BSS contém
critérios restritivos no que concerne a materiais contendo radionuclídeos. Os níveis
especificam um máximo de concentração de atividade e de atividade total de um
radionuclídeo no material.
28
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Segundo os autores, as indústrias de mineração, mesmo podendo cumprir com o limite
de concentração de atividade, devido às grandes quantidades de minérios que são
processadas, provavelmente não conseguiriam cumprir o limite de atividade total. A
massa máxima que cumpriria o limite seria da ordem de cem toneladas para alguns
resíduos de produção de petróleo e gás e rochas fosfáticas. Para resíduos do
processamento de bauxita, ferro e cobre, estaria entre alguns milhares e dez milhares de
toneladas. Conseqüentemente, o processamento de minérios tende a ser sujeito a
legislação regulamentadora de radioproteção. Os autores afirmam que a legislação
existente deve ser revisada, levando em consideração estes aspectos e atendendo às
recomendações dessa BSS de 1996.
Timmermans e Van der Steen (1996) afirmam que, na Holanda, já foram estabelecidos
limites de exposição pela Implementing Orders of the Nuclear Energy Act. Os limites de
atividade são 500Bq.g-1 para minérios naturais, ou seja, com radionuclídeos em sua
matriz original, e 100Bq.g-1 para materiais física ou quimicamente tratados. Segundo os
autores, estes limites são suficientemente altos para excluir a maioria da industrias não-
nucleares da necessidade de licenciamento. Entretanto, se as concentrações variarem em
algum ponto na cadeia matéria-prima/produto/resíduo, excedendo os limites, as
indústrias devem solicitar uma licença à Nuclear Energy Act. Para tal, deverá ser
realizada uma análise de risco que comprove que o risco de mortalidade ao público é
menor que 10-6.ano-1 e que as doses ocupacionais estão abaixo do limite de dose para
trabalhadores não expostos ocupacionalmente, ou seja, 2mSv.ano-1.
Os autores afirmam que as doses efetivas em indústrias não-nucleares podem exceder
2mSv ao ano, especialmente em locais com muitas poeiras e próximo a grandes pilhas e
depósitos de material NORM/TENORM. Entretanto, a exposição em locais em que
sedimentos radioativos (baixas doses) foram utilizados em pavimentação podem ter a
radiação controlada por medidas simples, como a cobertura desses sedimentos por solo
não contaminado.
Exemplos de atividades que necessitariam de regulamentação são a indústria de
fosfatos, processamento de minérios, extração de óleo e gás, entre outras. Entretanto,
estimativas de exposição a NORM no ambiente de trabalho são de difícil obtenção, pois
as vias de exposição mais significativas dos trabalhadores ainda não são bem
conhecidas. (Lopez et al, 2004)
29
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Lopez et al (2004) realizaram um pesquisa entre países da Europa, com a finalidade de
conhecer o estado da arte de proteção de radiológica quanto a exposição a radiação
natural. Segundo os autores, a ICRP – International Commission on Radiological
Protection e o Council of the European Union recomenda que os países tomem ações
para lidar com a questão de radônio e outras fontes de radiação natural em locais de
trabalho. A maioria dos países pesquisados (ressalta-se que nem todos responderam aos
questionarios enviados) já possui níveis de referência estabelecidos, especialmente para
minas e trabalhos subterrâneos. Para escritórios e escolas, normalmente os níveis são os
mesmos que para indivíduos do público. Os limites, entretanto, variam para cada país.
Os autores ressaltam a necessidade de maior unificação dos padrões na Europa, para
formar uma base mais sólida para investigação e monitoração. Na Tabela 1.9 são
apresentados os limites estabelecidos por alguns países pesquisados.
Tabela 1.9. Limites de dose devida a radiação natural em alguns países da Europa.
Nível de referência (mSv.ano-1) País
Minas Outros locais subterrâneos Indústrias Escritórios,
escolas
Bélgica 1 1 1 1
Dinamarca 5
Estônia 20
Finlândia 1 1 1 1
Alemanha 6
Grécia 1 1 1 1
Hungria 20 20 20
Irlanda 1 1 1 1
Itália 1 1
Lituânia 50 50 50 5
Noruega 20 20 20 20
Polônia 1 1 1 1
Portugal 50 20
Rep. Tcheca 6 6 6 20 Fonte: Lopez et al, 2004.
30
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
A UNSCEAR (2000), com a finalidade de determinar as situações em que precauções de
proteção radiológica devem ser tomadas ao lidar com material de radioatividade natural
elevada, admite algumas considerações. Assumindo concentrações de poeira de
5mg.m-3, exposição ocupacional contínua e nenhuma proteção respiratória, afirma-se
que materiais com atividade entre 1000 e 10.000 Bq.kg-1 do radionuclídeo pai podem
resultar em doses anuais efetivas de 1 a 2 mSv por exposição interna e externa.
No relatório, após serem apresentados dados sobre radioatividade em indústrias não-
nucleares, especialmente de areias pesadas, fósforo e óleo e gás, afirma-se que
indústrias de processamento de minérios têm potencial para aumentar
significativamente as exposições às radiações, especialmente as doses médias
individuais dos trabalhadores. O documento atribui estas possíveis situações de doses
elevadas à não-existência de legislação regulamentadora e ressalta a expectativa de que,
na próxima revisão do relatório, essa questão já esteja mais esclarecida.
Conforme a ICRP 60 (1990), as fontes mais comuns de resíduos radioativos são a
disposição subterrânea de materiais de meia vida longa, o uso de restos de mineração
como material para aterros e construção de residências, além da dispersão de materiais
de meia-vida longa, devido a acidentes em áreas residenciais e de agricultura. As ações
reparadoras variam em complexidade e escala e podem levar a problemas de exposição
ocupacional e armazenamento de rejeitos, que devem ser encarados como práticas. A
ICRP recomenda o limite de dose efetiva anual de 20mSv.ano-1, média de cinco anos,
para indivíduos ocupacionalmente expostos. Para o público, o limite de dose efetiva é
de 1mSv.ano-1. A CNEN – Comissão Nacional de Energia Nuclear, órgão orientador e
fiscalizador de atividades nucleares no Brasil, estabelece os mesmos limites de dose
efetiva no país, por meio da norma CNEN-NN-3.01 (2006).
Segundo Pires do Rio (2002), no ano da publicação de seu trabalho ainda não havia, no
Brasil, legislação a respeito dos níveis de TENORM, embora os órgãos competentes já
tivessem reconhecido que indústrias não nucleares poderiam gerar problemas
radiológicos e deveriam ser investigadas quanto a isso. Paschoa e Godoy (2002)
afirmaram que, no Brasil, uma legislação específica deveria ser criada e refoçada, para
que as indústrias extrativas pudessem destinar os recursos necessários para lidar com o
problema de TENORM.
De encontro a essa necessidade, em janeiro de 2005, a CNEN publicou a Norma CNEN-
NN-4.01, referente a Requisitos de Segurança e Proteção Radiológica para Instalações
31
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Mínero Industriais. O documento estabelece “os requisitos de segurança e proteção
radiológica de instalações mínero-industriais que manipulam, processam e armazenam
minérios, matérias-primas, estéreis, resíduos, escórias e rejeitos contendo radionuclídeos
das séries naturais do urânio e tório, simultaneamente ou em separado, e que possam a
qualquer momento do seu funcionamento ou da sua fase pós-operacional causar
exposições indevidas de indivíduos do público e de trabalhadores à radiação ionizante.”
Ressalta-se que estão “isentas do cumprimento dos requisitos desta Norma as
instalações que apresentam atividade específica das substâncias radioativas sólidas
naturais ou concentradas inferior a 10 Bq.g-1 e a dose adicional a que possam estar
submetidos os seus trabalhadores seja inferior a 1mSv.ano-1”.
1.7. Processo Bayer na Alunorte
A Alunorte – Alumina do Norte do Brasil S.A., refinaria de alumina localizada em
Barcarena, no Pará disponibilizou as amostras para análise, por intermédio do Centro de
Pesquisas da CVRD – Companhia Vale do Rio Doce, acionista majoritária da empresa.
Por ser uma das cinco maiores refinarias de alumina em operação no mundo e produzir
2,4 milhões de toneladas, a empresa foi escolhida e consultada para disponibilização das
amostras. A indústria previa, para 2006, uma expansão que elevaria a produção para 4,2
toneladas de alumina ao ano, com o acréscimo de duas novas linhas de produção.
O processo de extração da alumina inicia-se com a chegada da bauxita à refinaria. O
minério, já beneficiado (britado e lavado), é transportado até a Alunorte em navios de
até 55 mil toneladas. A bauxita chega do porto ao pátio de estocagem por correias
transportadoras e é enviada para os moinhos combinados de barras e bolas, com leite de
cal e licor pobre.
O leite de cal é adicionado para combater a carbonatação, ou seja, parte da solução de
soda pode se combinar com matéria orgânica da bauxita e carbono do ar formando
compostos como oxalato de sódio (Na2C2O4) e carbonato de sódio (Na2CO3). A reação
química é descrita pela equação 1.1.
2 NaOH + CO2 Na2CO3 + H2O equação 1.1
32
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
O carbono, portanto, é uma impureza que ocasiona perda de hidróxido de sódio para a
extração da alumina, queda da produtividade do licor e aumento do consumo de vapor.
Utilizando cal hidratada, esta reage com o carbonato de sódio, obtendo-se o hidróxido
de sódio e carbonato de cálcio, que são eliminados com a lama, conforme a equação 1.2.
Na2CO3 + CaO + H2O CaCO3 + 2NaOH equação 1.2
A polpa de bauxita moída é aquecida e recebe mais licor pobre pré-aquecido e corrigido
com solução de soda, na proporção necessária para a digestão. Essa mistura vai para os
digestores, que operam a cerca de 150ºC. Nesta etapa, ocorre a extração da alumina. A
equação 1.3 representa a reação química da digestão. A reação inversa é a da
precipitação.
½ Al2O3.3H2O (s) + NaOH (aq) Na+ (aq) + −
4)(OHAl (aq) equação 1.3
Após a digestão, a solução rica em alumina (licor rico) é separada dos resíduos, areia e
lama vermelha. A areia é separada por classificadores em espiral da polpa constituída de
licor rico e lama vermelha. A lama vermelha é então separada do licor rico e lavada, em
circuito de espessadores e filtros. Ambos os resíduos são descartados no depósito de
rejeitos sólidos.
Convém ressaltar que este trabalho representa uma inovação sobre os resíduos do
processo. A literatura consultada não faz menção à separação entre areia e lama,
referindo-se a lama vermelha como resíduo único do processo Bayer. A separação de
areia e lama vermelha ocorre em algumas indústrias, por justificativas operacionais.
Neste trabalho, os resíduos, areia e lama vermelha, foram analisados em separado a fim
de analisar a distribuição de radionuclídeos em ambos, apesar de a disposição final ser
conjunta.
O licor rico segue para filtros verticais, a fim de remover resquícios de lama vermelha.
Esse licor é resfriado em flash tanks e vai para a etapa de aglomeração. Nos
aglomeradores, adiciona-se a fração fina da alumina hidratada produzida para servir de
sítio ativo para a precipitação, produzindo a própria alumina hidratada. A polpa vai para
os cementadores, em que é feita a adição de sementes finas e grossas do hidrato e daí é
encaminhada para os precipitadores. Praticamente toda a formação da alumina hidratada
ocorre nos aglomeradores. Os cementadores e precipitadores aumentam o tempo de
33
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
residência do hidrato nessa etapa (cerca de 22 horas), para o controle da granulometria
do produto.
Os cristais formados passam, então, por uma etapa de classificação, em que a fração
grossa é filtrada, lavada e vai para a calcinação ou vendida como alumina hidratada. A
fração fina volta para os aglomeradores e cementadores como semente.
Na calcinação, por leito fluidizado a cerca de 1000°C, forma-se a alumina pela perda de
água da alumina hidratada, segundo a equação 1.4.
2 Al(OH)3 (s) → Al2O3 (s) + 3 H2O (g) equação 1.4
A alumina é armazenada nos silos e transportada até o porto, para exportação, ou para a
Albrás, fábrica de alumínio próxima à refinaria. O hidrato também é vendido pela
Alunorte.
No Capítulo 2, Materiais e Métodos, é mostrado um fluxograma do processo Bayer na
Alunorte (Figura 2.1).
34
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
Capítulo 2. MATERIAIS E MÉTODOS
2.1. Coleta das Amostras
A coleta foi realizada na Alunorte – Alumina do Norte do Brasil S.A., refinaria de
alumina localizada em Barcarena, no Pará, conforme descrito no item 1.7 deste trabalho.
Os pontos de coleta selecionados podem ser visualizados na Figura 2.1. O processo na
Alunorte é dividido em três cadeias principais, A, B e C, que se unem em duas, A e B,
nas etapas de lavagem e filtração de lama vermelha. Portanto, as amostras representadas
com A, B e C indicam a mesma etapa do processo, porém em cadeias diferentes.
O processo industrial é subdividido em duas grandes áreas: área vermelha e área branca.
A área vermelha refere-se, basicamente, às etapas de digestão, separação e lavagem de
areia e lama e filtração do rico. A partir desta etapa, inicia-se a área branca, ou seja, a
lama vermelha foi removida e o licor pode passar pela cristalização, filtragem e
calcinação para obter-se alumina.
Na Figura 2.1, é apresentado o fluxograma simplificado do processo, indicando os
agrupamento realizados para seleção das amostras. Fora dos blocos, em preto, estão
representados os pontos de amostragem, com os nomes e numeração utilizados neste
trabalho. O processo produtivo é descrito com maiores detalhes no item 1.7 deste
trabalho.
Na planta industrial, pontos para coleta de amostras, bem como os procedimentos mais
adequados, estão implantados e fazem parte da rotina da empresa, para controle do
processo produtivo. As amostras devem ser representativas para as análises usuais e,
portanto, o mesmo procedimento foi empregado para a coleta das amostras para este
trabalho. Coletou-se aproximadamente um litro de cada amostra. Os pontos de
amostragem foram selecionados de maneira a abranger os fluxos principais do processo,
englobando as entradas de matérias-primas e insumos e saídas de resíduos e produtos
finais.
As amostras foram transportadas até Belo Horizonte, onde foram analisadas. Os
métodos de análise utilizados e preparação das amostras são descritos a seguir.
Figura 2.1. Fluxograma simplificado com os pontos de coleta de amostras.
Moagem e digestão
1. Bauxita
3. Leite de cal
8. Licor pobre
9. Licor pobre concentrado
Lavagem e separação da areia
19. Condensado de processo
7. Descarga da digestão
Água de lavagem
Polpa de lama
Filtração do licor rico
10. Licor rico filtrado
Filtração da lama
14. Descarga da lavagem de
lama
17. Filtrado
dos filtros de lama
22. Lama vermelha
Depósito de rejeitos sólidos
21. Areia
23. Água do depósito de rejeitos sólidos
Precipitação
Classificação
Filtração de hidrato
11. Final de cadeia
13. Alimentação dos filtros de
hidrato
24. Alumina hidratada
Calcinação
25. Alumina
20. Condensado de alta pureza
12. Descarga classificador secundário
ÁREA VERMELHA ÁREA BRANCA
Lavagem de lama
Polpa de lama
Precipitação de lama
15. Transbordo da precipitação da
lama
16. Transbordo da lavagem de
lama
5. Floculante
6. Floculante
18. Net wash
4. soda virgem Moagem e digestão
1. Bauxita
3. Leite de cal
8. Licor pobre
9. Licor pobre concentrado
Lavagem e separação da areia
19. Condensado de processo
7. Descarga da digestão
Água de lavagem
Polpa de lama
Filtração do licor rico
10. Licor rico filtrado
Filtração da lama
14. Descarga da lavagem de
lama
17. Filtrado
dos filtros de lama
22. Lama vermelha
Depósito de rejeitos sólidos
21. Areia
23. Água do depósito de rejeitos sólidos
Precipitação
Classificação
Filtração de hidrato
11. Final de cadeia
13. Alimentação dos filtros de
hidrato
24. Alumina hidratada
Calcinação
25. Alumina
20. Condensado de alta pureza
12. Descarga classificador secundário
ÁREA VERMELHA ÁREA BRANCA
Lavagem de lama
Polpa de lama
Precipitação de lama
15. Transbordo da precipitação da
lama
16. Transbordo da lavagem de
lama
5. Floculante
6. Floculante
18. Net wash
4. soda virgem
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
35
36
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
2.2. Métodos de Análise
Segundo Collier (2001), para compreender melhor a natureza da contaminação
radioativa em minérios, a associação mineralógica dos elementos radioativos e a
correlação entre as concentrações de radionuclídeos e outros elementos devem ser
estudadas. As pequenas massas de radionuclídeos presentes nos minerais, entretanto,
tornam difícil a determinação de sua localização nas matrizes minerais, antes e após o
processamento. A seleção e desenvolvimento dos métodos de análise mais eficientes
são, portanto, de extrema importância.
A espectrometria gama de amostras radioativas permite, normalmente, que vários
radionuclídeos sejam identificados em uma mesma análise. Os detectores de germânio
aumentam a possibilidade de esclarecer espectros gama complexos ou de compósitos,
pois possibilitam a obtenção de picos de energia de alta resolução. Dessa forma, mesmo
quantidades muito pequenas de radionuclídeos em uma amostra podem ser detectadas.
Entretanto, 238U e 232Th somente podem ser determinados indiretamente por
espectrometria gama em amostras em equilíbrio radioativo. Considerando a possível
alteração de equilíbrio nas amostras, devido ao processamento físico-químico pelo qual
passaram, estes radionuclídeos foram analisados por ativação neutrônica. 238U foi
determinado pelo método de nêutrons retardados e 232Th, por ativação neutrônica
instrumental.
Em suma, os métodos de análise utilizados para a determinação dos radionuclídeos
presentes foram espectrometria gama com detector de germânio hiperpuro (HPGe) e
análise por ativação neutrônica, instrumental (INAA – Instrumental Neutron Activation
Analysis) e por detecção de nêutrons retardados (DNA – Delayed Neutrons Analysis).
As técnicas e a metodologia aplicada são descritas em sequência.
Os elementos diretamente analisados e a respectiva técnica utilizada podem ser melhor
visualizados na Tabela 2.1. Ressalta-se que as concentrações de 235U e seus filhos não
foram avaliadas devido à baixa abundância isotópica do elemento, de apenas 0,72%.
Pode-se assumir que a contribuição de outros radionuclídeos naturais, como 235U e sua
família, 87Rb, 138La, 147Sm e 178Lu para taxas de dose é insignificante (El Afifi et al,
2006).
37
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
Tabela 2.1. Radionuclídeos analisados e metodologia utilizada. Radionuclídeo Técnica
40K Espectrometria gama (HPGe) – pico em 1460,8 keV, freqüência de 10,7%Família do urânio
238U Ativação neutrônica, com detecção de nêutrons retardados por detector de BF3.
226Ra Espectrometria gama (HPGe) – pico do 214Bi em 609,3 keV, freqüência de 46,3%
Família do tório 232Th Ativação neutrônica instrumental – pico do 233Pa em 312 keV, freqüência
de 100% 228Ac Espectrometria gama (HPGe) – picos em 338,3; 911,6 e 968,2 keV, com
freqüências de 11,4; 27,7 e 16,6%. 212Pb Espectrometria gama (HPGe) – pico em 238,6 keV, freqüência de 44,6%
2.2.1. Espectrometria gama com detector de germânio hiperpuro – HPGe
Os radionuclídeos emissores gama, como se sabe, emitem fótons com energia e
intensidades características. Esse é o fundamento básico da espectrometria gama, em
que é utilizado um detector de fótons capaz de distinguir fótons de energias distintas.
Este detector é associado a um sistema eletrônico de aquisição de dados para posterior
interpretação do espectro obtido (Aramburu & Bisbal, 1994).
Nos detectores semicondutores de HPGe – High Purity Germanium, a resposta do
detector à radiação gama se faz de maneira indireta, por meio de elétrons secundários
gerados pela interação dos raios gama da amostra com os átomos do detector. Essa
interação pode ocorrer por efeito fotoelétrico, Compton e produção de pares. (Fortini &
Souza, 2001)
Segundo El-Afifi et al (2006), a detecção direta de radiação gama é uma das técnicas
mais utilizadas para determinação de radionuclídeos naturais. Em inúmeros trabalhos
utiliza-se a espectrometria gama com detector de germânio hiperpuro para medida de
radiação natural. Alguns exemplos são os de El-Dine et al (2001) e Pavlidou et al
(2004), em que a técnica foi utilizada para medida da radiação de diferentes tipos de
mármores e granitos; Nada (2003), que verificou a presença de radionuclídeos naturais
em uma área desértica do Egito, Bruzzi et al (2000), com estudo a respeito da
radioatividade em matérias-primas e produtos finais na indústria de cerâmicas da Itália e
38
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
Chowdhury et al (1998), com investigação de radioatividade natural em material de
construção.
Para espectrometria gama, quando se pretende realizar medidas com amostras
caracterizadas por um nível muito baixo de emissão gama, por exemplo, amostras de
origem ambiental (como no caso deste trabalho), é de suma importância reduzir as
interferências de fótons provenientes do meio ambiente (basicamente, radiação cósmica
e de materiais próximos ao detector). Para tal, deve-se colocar o detector e a amostra no
interior de uma blindagem de chumbo ou ferro de cerca de dez centímetros de
espessura, que atenua a radiação externa. Com a introdução desta blindagem, o limite de
detecção diminui consideravelmente. (Aramburu & Bisbal, 1994) Devido à relativa
baixa atenuação de raios gama na matéria, uma ampla faixa de fontes, líquidas ou
sólidas, em diversos recipientes, pode ser analisada sem maiores problemas. (Adams &
Dams, 1975)
As amostras a serem analisadas foram transferidas para frascos Marinelli e pesadas.
Estes recipientes são recomendados para análises de amostras de baixa atividade, nas
fases líquida e sólida (Lavi & Alfassi, 2004). A eficiência de detecção neste tipo de
frasco é melhorada, pois possibilita-se que maior volume de amostra fique o mais
próximo possível do detector, como pode ser visto na Figura 2.2.
Figura 2.2. Representação esquemática do frasco Marinelli colocado sobre o detector
HPGe.
Os frascos foram cuidadosamente vedados e permaneceram desta forma por, no
mínimo, trinta dias. O prazo de trinta dias é necessário para que o equilíbrio radioativo
secular seja restabelecido nas famílias de 238U e 232Th.
Na família do 238U, o tempo de repouso garante que 226Ra, 222Rn e seus filhos de meia-
vida curta, em especial 214Pb e 214Bi estejam em equilíbrio, ou seja, possuam a mesma
Detector
AmostraMarinelli
39
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
atividade. Na família do tório, o tempo de trinta dias assegura o equilíbrio entre 224Ra, 222Rn e todos os filhos, até o final da cadeia.
Transcorrido o prazo, as amostras foram analisadas no CDTN/CNEN – Centro de
Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear. A espectrometria gama foi realizada em dois
equipamentos, para intercomparação de resultados. No detector de germânio hiperpuro
Canberra, geometria coaxial, com eficiência de 10%, doravante denominado detector 1,
foram analisadas algumas amostras arbitrariamente escolhidas. Em outro detector
Canberra, de eficiência 15%, geometria coaxial, denominado detector 2 neste trabalho,
foram analisadas todas as amostras. O software de aquisição de dados utilizado foi
Genie 2000 – Gamma Acquisition &Analysis, da Canberra.
Ambos os detectores são utilizados em câmaras blindadas, conforme pode-se observar
na Figura 2.3. O detector 2, na Figura 3.3(b), além desta blindagem, está localizado
dentro de um laboratório com background reduzido, um dos menores do mundo. Para
redução das contagens de fundo, a sala foi construída em aço carbono, circundada por
uma camada de água de 1,20m, contida por uma parede de concreto. Por esta razão, o
detector 2 foi escolhido para análise de todas as amostras.
Figura 2.3. (a) Blindagem do detector 1. (b) Blindagem e sala blindada do detector 2.
Os detectores foram calibrados em energia para aquisição de dados pelo sistema
multicanal. Para a calibração, foram utilizadas fontes seladas com a mesma geometria
de 60Co, 133Ba, 241Am, 152Eu e 137Cs. As fontes foram colocadas sobre o detector e o
valor da energia dos picos, registrado no canal em que foi formado. Após a definição de
ao menos cinco energias, traçou-se a curva de calibração. Durante os trabalhos de
(a) (b)
40
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
contagem das amostras, as fontes foram ocasionalmente inseridas nas blindagens a fim
de verificar a manutenção da calibração.
Além da calibração em energia, realizou-se a calibração em eficiência. A eficiência de
detecção é a razão entre as contagens por segundo detectadas e o número esperado, para
cada energia. Para tanto, utilizou-se uma solução padrão líquida com os isótopos 60Co, 133Ba, 134Cs e 137Cs. Procedeu-se à contagem deste padrão, por vinte e quatro horas. Em
seguida, calculou-se a eficiência para cada energia de cada isótopo por meio da equação
2.1, em que ε representa a eficiência, C, o número de contagens detectado por segundo
para a energia do pico, Ao a atividade inicial do isótopo no padrão, λ sua constante de
decaimento, t, o tempo decorrido desde a atividade inicial conhecida até a contagem e f,
a probabilidade de emissão de radiação gama para a determinada energia.
feAC
to .λε −= equação 2.1.
A curva de eficiência em função da energia foi construída utilizando-se os logaritmos
neperianos dos valores, para possibilitar interpolações. As curvas obtidas podem ser
visualizada no Anexo I.
Após as contagens, a atividade específica (A) dos elementos detectados foi calculada
utilizando a equação 2.2, em que m representa a massa da amostra.
mfCA
..ε= equação 2.2
As principais fontes de erro para as medidas por espectrometria gama são variações na
densidade das amostras e flutuações estatísticas das contagens. A incerteza σA das
determinações foi calculada considerando as variáveis independentes, para propagação
de erros aleatórios. A incerteza associada às variáveis tempo, t, e massa, m, foram
desprezadas, pois são erros sistemáticos. A freqüência, f, e a constante de decaimento,
λ, são valores tabelados sem incerteza associada. Para a eficiência, ε, a incerteza
também foi desconsiderada, pois as eventuais flutuações são desprezíveis; procurou-se
minimizar este erro sistemático, que pode variar com a geometria da amostra. Portanto,
σA pode ser aproximada por σC, por ser esta a maior incerteza absoluta (Santos et al,
2003).
Quanto à incerteza σC, para taxas de contagens de materiais radioativos, se a meia-vida
do radionuclídeo for suficientemente grande em relação ao tempo de observação, pode-
41
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
se admitir que os valores seguem a distribuição de Poisson, que tem a propriedade de ter
desvio padrão dado pela a raiz quadrada da média. Mesmo com apenas uma leitura, o
desvio padrão pode ser estimado desta maneira, ou seja, CC =σ . (Santos et al, 2003)
Feitas essas considerações, a incerteza relativa associada à determinação das atividades
pode ser aproximada pela equação 2.3 (Santos et al, 2003). Considerando que as áreas
do picos utilizadas para avaliação das atividades já foram calculadas eliminando o
background, este não foi considerado para propagação de erros.
( )CA
ACC
AA 12
=⇒=σσσ equação 2.3
O limite de detecção do método, LD, para cada radionuclídeo, foi calculado por meio da
equação 2.4, em que t é o tempo de contagem em segundos, B, o background para o
radionuclídeo de interesse e 1,645 é o fator estatístico aplicado para nível de confiança
de 95%, para erros de primeira e segunda espécies (El Afifi et al, 2006; Currie, 1968;
Aramburu &Bisbal, 1996).
mtfBLD
....645,1
ε= equação 2.4
O background foi avaliado para cada detector, por meio da contagem sem nenhuma
amostra, pelo mesmo período de tempo. Foi avaliada a área líquida dos picos
eventualmente obtidos nas energias de interesse.
O limite de quantificação para cada elemento foi calculado como o dobro do limite de
detecção. Segundo Thompson et al (2002), quando é necessário assumir uma
concentração abaixo da qual o método analítico não pode operar com precisão aceitável,
este limite pode ser arbitrariamente tomado como um múltiplo, normalmente dois, do
limite de detecção.
Cabe ressaltar que os laboratórios do CDTN/CNEN participam de um programa de
intercomparação de resultados com o IRD/CNEN. Este envia ao CDTN/CNEN uma
solução padrão de 60Co, 65Zn, 106Ru, 133Ba, 134Cs e 137Cs. A solução é analisada por
espectrometria gama em ambas as instituições e os resultados são comparados. Os
resultados do CDTN/CNEN podem diferir de até dois desvios padrão dos resultados do
IRD/CNEN. As intercomparações são semestrais têm atendido ao padrão estabelecido.
42
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
2.2.2. Análise de urânio - Ativação neutrônica com detecção de nêutrons retardados
Segundo Tupynambá (1969), a análise de urânio pode ser feita por diversos métodos,
químicos ou físicos. Os métodos químicos, como gravimetria, podem ser demorados e
caros. Métodos físicos, como contagem alfa, podem ser longos e de precisão inferior,
além de oferecer pouca discriminação entre urânio e tório. Nestes termos, a análise por
ativação de nêutrons retardados de fissão torna-se convidativa, quando há
disponibilidade de um reator nuclear. Suas principais vantagens são ausência de
manipulação da amostras, sensibilidade, interfências de matriz facilmente controláveis,
tempo de análise curto, além de ser um ensaio não-destrutivo.
Fundamentalmente, o método é um processo de ativação. Entretanto, distingue-se da
ativação em geral porque mede-se o fluxo de nêutrons retardados. A ativação que leva à
emissão de nêutrons é característica quase exclusiva dos nuclídeos fissionáveis. Com
exceção de alguns nuclídeos leves capazes de emitir nêutrons, somente alguns produtos
de fissão tem tais propriedades.
O fundamento básico do método é a ativação da amostra por um fluxo de nêutrons, que
que provoca um processo de fissão e formação de nuclídeos, aos pares, com massa em
torno da metade da massa do nuclídeo fissionado, além de diversas partículas emitidas.
A fissão do núcleo resulta em fragmentos de fissão, que são núcleos menores, e emissão
de neutrôns prontos (ocorre simultaneamente). Em um número relativamente pequeno
de casos, a fissão dá origem a produtos de fissão capazes de emitirem nêutrons no curso
de seu processo de desintegração radioativa. Os nêutrons assim originados, que
correspondem a cerca de 0,7% do total de nêutrons liberados na fissão, são designados
por nêutrons retardados (Santos et al, 2003).
Para exemplificar, pode-se citar o 87Br. Este nuclídeo pode decair por emissão β para 87Kr, que pode emitir um ou dois gamas ou decair diretamente a seu estado
fundamental. Em 2% dos casos, contudo, o estado excitado de 87Kr se desintegra em um
tempo muito curto em 86Kr e um nêutron. Como o 87Br não é o verdadeiro emissor do
nêutron, ele é denominado precursor do nêutron retardado. Acredita-se que haja mais de
vinte precursores responsáveis pela emissão nêutrons retardados (Tupynambá, 1969).
A detecção dos nêutrons pode ser fundamentada em reações nucleares, como no caso do
detector de trifluoreto de boro – BF3. Este tipo de detector foi utilizado neste trabalho.
43
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
A reação B10(n,α) é amplamente utilizada para detecção de nêutrons retardados. Como
as partículas geradas possuem baixo poder de penetração, o detector deve ser gasoso ou
ser construído com finas camadas de boro. (Price, 1964)
O detector típico de BF3 consiste de um cilindro de alumínio ou cobre preenchido com
BF3, gasoso, a 0,5-1,0 atm de pressão. A reação que ocorre é representada pela equação
2.5. (Frame, 2004)
B10 + n Li7 + α equação 2.5
Quando um nêutron é absorvido pelo B10 do gás, uma partícula α e um átomo de Li7 são
produzidos e se deslocam em direções opostas. Este movimento gera, dentro da câmara,
pares de íons que originam o pulso elétrico a ser registrado pela eletrônica associada.
(Frame, 2004)
As análises por ativação neutrônica foram realizadas pelo Laboratório de Ativação
Neutrônica do CDTN/CNEN, utilizando o reator TRIGA IPR-R1. As amostras foram
transferidas para frascos especiais, pesadas e irradiadas e o procedimento seguiu a rotina
operacional padrão do laboratório.
2.2.3. Análise de tório - Ativação neutrônica instrumental
Na ativação neutrônica, as amostras são bombardeadas com nêutrons térmicos,
originando isótopos de vários elementos, que se tornam radioativos pela captura de um
nêutron. Estes isótopos são reconhecidos pela energia gama característica emitida ao
decaírem, com suas meias-vidas específicas. A concentração dos elementos em
particular é determinada pelo cálculo da área dos fotopicos obtidos por espectrometria
gama. (Collier, 2001)
Este método de análise é praticamente livre de problemas analíticos, como efeitos de
matriz e interferências devido à sobreposição de picos. A determinação do tório é
particularmente eficiente, pois o isótopo produzido pela irradiação possui meia-vida
longa e as contagens podem ser realizadas quando a atividade da maior parte dos
elementos já diminuiu. (Collier, 2001)
44
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
A principal desvantagem da técnica de ativação neutrônica é a necessidade de um reator
nuclear. Além disso, o tempo para a determinação de tório pode chegar a várias
semanas, o que é inviável em análises de rotina de produção. (Collier, 2001)
A reação nuclear de ativação do 232Th é representada pela equação 2.6, em que é
produzido 233Pa, emissor de energia gama de 312keV, com frequência de 100% e meia
vida de 27 dias (Zaidi et al, 1999).
PaThnTh 233233232 ),( ⎯→⎯−βγ equação 2.6
As análises foram realizadas no Laboratório de Ativação Neutrônica do CDTN/CNEN,
utilizando o reator TRIGA IPR-R1. As amostras foram transferidas para frascos
especiais, pesadas e irradiadas e o procedimento seguiu a rotina operacional padrão do
laboratório.
45
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
Capítulo 3. RESULTADOS E DISCUSSÃO
3.1. Limites de Detecção – Espectrometria Gama
Na Tabela 3.1 são apresentados os limites de detecção e quantificação para cada
radionuclídeo determinado por espectrometria gama, para ambos os detectores,
calculados conforme descrito no Capítulo 2 - Materiais e Métodos.
Tabela 3.1. Limites de detecção (LD) e de quantificação (LQ) para cada radionuclídeo em ambos os detectores.
Detector 1 (Bq.kg-1) Detector 2 (Bq.kg-1) Radionuclídeo LD LQ LD LQ
40K 4,9 9,8 0,5 1,0 Família do urânio
214Bi = 226Ra 0,3 0,6 0,2 0,4 214Pb 0,2 0,4 0,1 0,2
Família do tório 228Ac 0,5 1,0 0,2 0,4 212Pb 0,2 0,4 0,2 0,4
Conforme esperado, os limites de detecção e quantificação são menores para o segundo
detector, que apresenta menores contagens de background, devido à sua blindagem mais
eficiente.
3.2. Atividades dos Radionuclídeos
Conforme anteriormente exposto, os radionuclídeos analisados foram 40K, 238U, 226Ra, 232Th, 228Ac e 212Pb. Nas Tabelas 3.2 a 3.7 são apresentados os valores das atividades
específicas dos referidos elementos para as amostras analisadas individualmente, além
da média e desvio padrão das medidas e intervalo de resultados, para cada etapa do
processo. Ressalta-se que, nas situações em que o radionuclídeo foi detectado em
apenas uma amostra da etapa do processo, foi repetido nas tabelas o erro referente à
medida e não foi calculado desvio padrão.
Nas referidas tabelas, os resultados são subdivididos em função do detector utilizado, 01
e 02, e também por cadeia A, B e C, que são as três cadeias de produção da refinaria de
46
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
alumina. Os resultados são apresentados nestes termos tendo em vista os objetivos deste
trabalho, de determinar a distribuição de radionuclídeos em cada matéria-prima,
insumos, etapas intermediárias e produto final do Processo Bayer.
Algumas amostras, como pode ser observado nas tabelas, não possuem resultados para
as cadeias B e/ou C. Isto ocorre porque em determinadas etapas do processo, os fluxos
são unidos (existe apenas A e B) ou há apenas um fluxo, utilizado nas três cadeias de
produção. Este é o caso da bauxita, leite de cal, floculantes, soda virgem, água
industrial, areia, água do depósito de rejeitos sólidos, condensados, net wash e filtrado
dos filtros de lama.
Convém ressaltar que este estudo representa uma inovação sobre os resíduos do
processo. A literatura não faz menção à separação entre areia e lama e considera a lama
vermelha como resíduo único do processo Bayer. Nas indústrias, a opção de separação
destes resíduos faz-se apenas por justificativas operacionais. Neste trabalho, os resíduos,
areia e lama vermelha, foram analisados em separado a fim de determinar a distribuição
de radionuclídeos em ambos, apesar de a disposição final ser conjunta. Essa
determinação em separado pode ser de particular importância em caso de separação de
compostos de interesse dos resíduos, que podem se distribuir diferentemente na lama e
areia.
As atividades específicas médias de 40K para as amostras de cada etapa do processo são
apresentadas na Tabela 3.2. Na Tabela 3.3, mostra-se as atividades específicas para 238U
e na Tabela 3.4, para 226Ra. Na Tabela 3.5 são apresentadas as atividades específicas
para 232Th, na Tabela 3.6, para 228Ac e na Tabela 3.7, para 212Pb.
Tabela 3.2. Atividades específicas de 40K para as amostras de etapa do processo.
Entradas
1 Bauxita 7,9 ± 0,7 - - 10,9 ± 0,9 - - 7,9 - 10,9 9,4 ± 0,22 Água indus trial - - - 1,4 ± 0,4 - - - 1,4 ± 0,43 Leite de cal - - - 4,8 ± 0,6 - - - 4,8 ± 0,64 Soda virgem - - - 14 ± 1 - - - 14 ± 15 Floculante 1 - - - <LQ - - <1,0 <1,06 Floculante 2 - - - 4,7 ± 0,7 - - - 4,7 ± 0,7
Etapas intermediárias7 Descarga da digestão - - 31 ± 4 16 ± 1 - 22 ± 1 16 - 31 23 ± 18 Licor pobre 30 ± 3 - - 26 ± 1 - - 26 - 30 28 ± 19 Licor pobre concentrado - - - 23 ± 1 - - - 23 ± 110 Licor rico filtrado - - 30 ± 5 31 ± 2 30 ± 2 32 ± 2 30 - 32 31 ± 111 Final de cadeia 27 ± 3 - - 20 ± 1 16 ± 1 21 ± 1 16 - 27 21,1 ± 0,912 Descarga class ificador secundário - - - 14,3 ± 0,9 13,3 ± 0,9 10,6 ± 0,8 10,6 - 14,3 12,7 ± 0,113 Alimentação dos filtros de hidrato - - 16 ± 2 10,6 ± 0,9 11,0 ± 0,8 10,7 ± 0,9 10,6 - 16 12,0 ± 0,714 Descarga da lavagem de lama 15 ± 3 20 ± 3 - 18,4 ± 1 21 ± 1 - 15 - 21 19 ± 115 Transbordo da precipitação de lama - - 29 ± 2 14 ± 1 19 ± 1 28 ± 2 14 - 29 22,5 ± 0,216 Transbordo da lavagem de lama 30 ± 4 - - 20 ± 1 23 ± 1 - 20 - 30 24 ± 117 Filtrado dos filtros de lama - - - 4,0 ± 0,6 - - - 4,0 ± 0,618 Net wash - - - 3,3 ± 0,6 - - - 3,3 ± 0,619 Condensado de processo - - - <LQ - - <1,0 <1,020 Condensado de alta pureza - - - 2,8 ± 0,5 - - - 2,8 ± 0,5
Resíduos21 Areia 14 ± 3 - - 13,8 ± 0,9 - - - 14 ± 1,222 Lama vermelha 41 ± 5 54 ± 5 - 45 ± 2 41 ± 2 - 41 - 54 45 ± 1,923 Água do depós ito de rejeito sólidos - - - 3,3 ± 0,6 - - - 3,3 ± 0,6
Produtos24 Alumina hidratada - - - <LQ <LQ - -25 Alumina - - - 13 ± 1 1,5 ± 0,4 <LQ <1,0 - 13 7,4 ± 0,5
As amostras 1, 2, 3, 4, 5, 6, 8, 9, 17, 18, 19, 20, 21 e 23 não são separadas por cadeia A, B e C.Para as amostras 14, 16 e 22 não há cadeia C, pois a lavagem de lama ocorre em apenas duas cadeias. A amostra de descarga da diges tão (7) da cadeia B foi perdida.
Intervalo de resultados (Bq/kg)
Valor médio e desvio padrão
(Bq.kg-1)
Atividade específica e incerteza (Bq.kg-1)
Cadeia A Cadeia B Cadeia ACadeia C Cadeia CCadeia B
Detector 02Detector 01
(Bq.kg-1)
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
47
Tabela 3.3. Atividades específicas de 238U para cada amostra e etapa do processo.
Entradas
1 Bauxita 37,0 ± 12,4 - - - 37,0 ± 12,42 Água industrial < 12,0 - - - < 12,03 Leite de cal < 12,0 - - - < 12,04 Soda virgem < 12,0 - - - < 12,05 Floculante 1 < 12,0 - - - < 12,06 Floculante 2 < 12,0 - - - < 12,0
Etapas intermediárias7 Descarga da digestão < 12,0 - < 12,0 - < 12,08 Licor pobre < 12,0 - - - < 12,09 Licor pobre concentrado < 12,0 - - - < 12,0
10 Licor rico filtrado < 12,0 < 12,0 < 12,0 - < 12,011 Final de cadeia < 12,0 < 12,0 < 12,0 - < 12,012 Descarga classificador secundário < 12,0 < 12,0 < 12,0 - < 12,013 Alimentação dos filtros de hidrato < 12,0 < 12,0 < 12,0 - < 12,014 Descarga da lavagem de lama 64 ± 25 67 ± 25 - 63,9 - 67,1 65,5 ± 8,115 Transbordo da precipitação de lama < 12,0 < 12,0 < 12,0 - < 12,016 Transbordo da lavagem de lama < 12,0 < 12,0 - - < 12,017 Filtrado dos filtros de lama < 12,0 - - - < 12,018 Net wash < 12,0 - - - < 12,019 Condensado de processo < 12,0 - - - < 12,020 Condensado de alta pureza < 12,0 - - - < 12,0
Resíduos21 Areia 35,8 ± 12,4 - - - 35,8 ± 12,422 Lama vermelha 100 ± 25 99,7 ± 24,7 - 99,7 - 100,1 99,9 ± 10,023 Água do depósito de rejeito sólidos < 12,0 - - - < 12,0
Produtos24 Alumina hidratada < 12,0 < 12,0 - - < 12,025 Alumina < 12,0 < 12,0 < 12,0 - < 12,0
As amostras 1, 2, 3, 4, 5, 6, 8, 9, 17, 18, 19, 20, 21 e 23 não são separadas por cadeia A, B e C.Para as amostras 14, 16 e 22 não há cadeia C, pois a lavagem de lama ocorre em apenas duas cadeias. A amostra de descarga da digestão (7) da cadeia B foi perdida.
Cadeia A Cadeia B
Valor médio e desvio padrão
(Bq.kg-1)Cadeia CIntervalo de
resultados (Bq/kg)
Atividade específica e desvio padrão (Bq.kg-1)
(Bq.kg-1)
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
48
Tabela 3.4. Atividades específicas de 226Ra para cada amostra e etapa do processo.
Entradas
1 Bauxita 62 ± 2 - - 65,3 ± 0,8 - - 62 - 65,3 64 ± 12 Água indus trial - - - 1,4 ± 0,1 - - - 1,4 ± 0,13 Leite de cal - - - 3,4 ± 0,2 - - - 3,4 ± 0,24 Soda virgem - - - 0,8 ± 0,1 - - - 0,8 ± 0,15 Floculante 1 - - - 1,8 ± 0,1 - - - 1,8 ± 0,16 Floculante 2 - - - 1,2 ± 0,1 - - - 1,2 ± 0,1
Etapas intermediárias7 Descarga da digestão - - 4,0 ± 0,4 7,1 ± 0,3 - 5,3 ± 0,2 4,0 - 7,1 5,5 ± 0,18 Licor pobre <LQ - - 0,6 ± 0,1 - - <0,6 - 0,6 0,6 ± 0,19 Licor pobre concentrado - - - 1,0 ± 0,1 - - - 1,0 ± 0,110 Licor rico filtrado - - <LQ 0,9 ± 0,1 1,0 ± 0,1 1,2 ± 0,1 0,9 - 1,2 1,06 ± 0,0111 Final de cadeia <LQ - - 0,4 ± 0,1 <LQ <LQ 0,4 - <0,6 0,4 ± 0,112 Descarga class ificador secundário - - - 0,7 ± 0,1 0,7 ± 0,1 0,5 ± 0,1 0,5 - 0,7 0,65 ± 0,0113 Alimentação dos filtros de hidrato - - <LQ <LQ <LQ 0,6 ± 0,1 =0,6 0,6 ± 0,114 Descarga da lavagem de lama 100 ± 2 98 ± 2 - 90,5 ± 0,8 108,5 ± 0,9 - 90,5 - 108,5 99,3 ± 0,615 Transbordo da precipitação de lama - - <LQ 1,8 ± 0,1 0,5 ± 0,1 0,9 ± 0,1 <0,6 - 1,8 1,07 ± 0,0416 Transbordo da lavagem de lama <LQ - - 0,6 ± 0,1 0,8 ± 0,1 - <0,6 - 0,8 0,67 ± 0,0117 Filtrado dos filtros de lama - - - 4,1 ± 0,2 - - - 4,1 ± 0,218 Net wash - - - 2,8 ± 0,2 - - - 2,8 ± 0,219 Condensado de processo - - - 1,6 ± 0,1 - - - 1,6 ± 0,120 Condensado de alta pureza - - - 1,2 ± 0,1 - - - 1,2 ± 0,1
Resíduos21 Areia 47,5 ± 1,3 - - 55,0 ± 0,6 - - 47,5 - 55,0 51,2 ± 0,522 Lama vermelha 148 ± 2 146 ± 2 - 145 ± 1 117 ± 1 - 117 - 148 139,2 ± 0,823 Água do depós ito de rejeito sólidos - - - 1,1 ± 0,1 - - - 1,1 ± 0,1
Produtos24 Alumina hidratada - - - 0,6 ± 0,1 1,0 ± 0,1 - 0,6 - 1,0 0,79 ± 0,0225 Alumina - - - <LQ 1,6 ± 0,1 1,3 ± 0,1 <0,4 - 1,6 1,45 ± 0,01
As amostras 1, 2, 3, 4, 5, 6, 8, 9, 17, 18, 19, 20, 21 e 23 não são separadas por cadeia A, B e C.Para as amostras 14, 16 e 22 não há cadeia C, pois a lavagem de lama ocorre em apenas duas cadeias . A amos tra de descarga da digestão (7) da cadeia B foi perdida.
Cadeia C
Atividade específica e incerteza (Bq.kg-1)Intervalo de
resultados (Bq/kg)
Valor médio e desvio padrão
(Bq.kg-1)
Detector 01 Detector 02
Cadeia A Cadeia B Cadeia C Cadeia A Cadeia B
(Bq.kg-1)
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
49
Tabela 3.5. Atividades específicas de 232Th para cada amostra e etapa do processo.
Entradas
1 Bauxita 154,3 ± 16,2 - - - 154,3 ± 16,22 Água industrial < 4,0 - - - < 4,03 Leite de cal < 4,0 - - - < 4,04 Soda virgem < 4,0 - - - < 4,05 Floculante 1 < 4,0 - - - < 4,06 Floculante 2 < 4,0 - - - < 4,0
Etapas intermediárias7 Descarga da diges tão 20,3 ± 4,1 - 12,2 ± 4,1 12,2 - 20,3 16,2 ± 4,08 Licor pobre < 4,0 - - - < 4,09 Licor pobre concentrado < 4,0 - - - < 4,010 Licor rico filtrado < 4,0 < 4,0 < 4,0 - < 4,011 Final de cadeia < 4,0 < 4,0 < 4,0 - < 4,012 Descarga clas sificador secundário < 4,0 < 4,0 < 4,0 - < 4,013 Alimentação dos filtros de hidrato < 4,0 < 4,0 < 4,0 - < 4,014 Descarga da lavagem de lama 210,1 ± 24,4 236,6 ± 24,4 - 210,1 - 236,6 223,4 ± 14,915 Transbordo da precipitação de lama < 4,0 < 4,0 < 4,0 - < 4,016 Transbordo da lavagem de lama < 4,0 < 4,0 - - < 4,017 Filtrado dos filtros de lama < 4,0 - - - < 4,018 Net wash < 4,0 - - - < 4,019 Condensado de processo < 4,0 - - - < 4,020 Condensado de alta pureza < 4,0 - - - < 4,0
Resíduos21 Areia 264 ± 24 - - - 263,6 ± 24,422 Lama vermelha 346 ± 24 355,1 ± 28,4 - 345,6 - 355,1 350,3 ± 18,723 Água do depósito de rejeito s ólidos < 4,0 - - - < 4,0
Produtos24 Alumina hidratada < 4,0 < 4,0 - - < 4,025 Alumina < 4,0 < 4,0 < 4,0 - < 4,0
As amos tras 1, 2, 3, 4, 5, 6, 8, 9, 17, 18, 19, 20, 21 e 23 não são separadas por cadeia A, B e C.Para as amos tras 14, 16 e 22 não há cadeia C, pois a lavagem de lama ocorre em apenas duas cadeias . A amostra de descarga da digestão (7) da cadeia B foi perdida.
Cadeia A Cadeia B
Valor médio e desvio padrão
(Bq.kg-1)Cadeia CIntervalo de
resultados (Bq/kg)
Atividade específica e incerteza (Bq.kg-1)
(Bq.kg-1)
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
50
Tabela 3.6. Atividades específicas de 228Ac para cada amostra e etapa do processo.
Entradas
1 Bauxita 209 ± 5 - - 242 ± 2 - - 209 - 242 225 ± 22 Água industrial - - - 1,6 ± 0,2 - - - 1,6 ± 03 Leite de cal - - - <LQ - - <0,4 <0,44 Soda virgem - - - <LQ - - <0,4 <0,45 Floculante 1 - - - 2,1 ± 0,2 - - - 2,1 ± 0,26 Floculante 2 - - - 1,1 ± 0,1 - - - 1,1 ± 0,1
Etapas intermediárias7 Descarga da diges tão - - 14 ± 1 24,4 ± 0,8 - 26,5 ± 0,8 14 - 26,5 21,7 ± 0,28 Licor pobre <LQ - - <LQ - - <0,4 - <1,0 <1,09 Licor pobre concentrado - - - <LQ - - <0,4 <0,4
10 Licor rico filtrado - - <LQ <LQ <LQ <LQ <0,4 - <1,0 <1,011 Final de cadeia <LQ - - 0,8 ± 0,1 1,8 ± 0,2 <LQ 0,8 - 1,8 1,34 ± 0,0412 Descarga classificador secundário - - - 0,5 ± 0,1 0,7 ± 0,1 <LQ 0,5 - 0,7 0,59 ± 0,0113 Alimentação dos filtros de hidrato - - <LQ <LQ <LQ 0,7 ± 0,1 <0,4 - 0,7 0,7 ± 0,114 Descarga da lavagem de lama 374 ± 6 394 ± 7 - 328 ± 3 417 ± 3 - 328 - 417 378 ± 215 Transbordo da precipitação de lama - - <LQ <LQ 0,6 ± 0,1 0,8 ± 0,1 <0,4 - 0,8 0,71 ± 0,0216 Transbordo da lavagem de lama 1,7 ± 0,4 - - <LQ 0,7 ± 0,1 - 0,7 - 1,7 1,2 ± 0,217 Filtrado dos filtros de lama - - - 12,2 ± 0,6 - - - 12,2 ± 0,618 Net wash - - - 5,4 ± 0,4 - - - 5,4 ± 0,419 Condensado de processo - - - <LQ - - <0,4 <0,420 Condensado de alta pureza - - - 1,0 ± 0,2 - - - 1,0 ± 0,2
Resíduos21 Areia 290 ± 6 - - 339 ± 3 - - 290 - 339 314 ± 222 Lama vermelha 537 ± 8 559 ± 8 - 537 ± 3 579 ± 3 - 537 - 579 553 ± 323 Água do depósito de rejeito sólidos - - - <LQ - - <0,4 <0,4
Produtos24 Alumina hidratada - - - <LQ <LQ - <0,4 <0,425 Alumina - - - 1,6 ± 0,2 <LQ <LQ <0,4 - 1,6 1,6 ± 0,2
As amostras 1, 2, 3, 4, 5, 6, 8, 9, 17, 18, 19, 20, 21 e 23 não são s eparadas por cadeia A, B e C.Para as amostras 14, 16 e 22 não há cadeia C, pois a lavagem de lama ocorre em apenas duas cadeias . A amostra de descarga da diges tão (7) da cadeia B foi perdida.
Cadeia C
Atividade específica e incerteza (Bq.kg-1)Intervalo de
resultados (Bq/kg)
Valor médio e desvio padrão
(Bq.kg-1)
Detector 01 Detector 02
Cadeia A Cadeia B Cadeia C Cadeia A Cadeia B
(Bq.kg-1)
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
51
Tabela 3.7. Atividades específicas de 212Pb para cada amostra e etapa do processo.
Entradas
1 Bauxita 271 ± 2 - - 204,0 ± 0,8 - - 204 - 270,7 237,4 ± 0,72 Água indus trial - - - 0,9 ± 0,1 - - - 0,9 ± 0,13 Leite de cal - - - 1,1 ± 0,1 - - - 1,1 ± 0,14 Soda virgem - - - 0,59 ± 0,04 - - - 0,59 ± 0,045 Floculante 1 - - - 1,0 ± 0,1 - - - 1,0 ± 0,16 Floculante 2 - - - <LQ - - - <0,4
Etapas intermediárias7 Descarga da digestão - - 14,4 ± 0,3 21,0 ± 0,3 - 19,5 ± 0,3 14,4 - 21,0 18,3 ± 0,058 Licor pobre <LQ - - 0,51 ± 0,04 - - <0,4 - 0,5 0,51 ± 0,049 Licor pobre concentrado - - - 0,45 ± 0,04 - - - 0,45 ± 0,0410 Licor rico filtrado - - <LQ 0,67 ± 0,05 0,69 ± 0,05 0,5 ± 0,0 0,54 - 0,69 0,631 ± 0,00311 Final de cadeia 0,4 ± 0,1 - - 0,56 ± 0,04 0,58 ± 0,04 0,60 ± 0,04 0,41 - 0,60 0,54 ± 0,0112 Descarga classificador secundário - - - 0,59 ± 0,04 0,50 ± 0,03 0,46 ± 0,03 0,46 - 0,59 0,515 ± 0,00313 Alimentação dos filtros de hidrato - - 0,71 ± 0,03 0,68 ± 0,04 0,43 ± 0,03 0,58 ± 0,04 0,43 - 0,71 0,60 ± 0,0114 Descarga da lavagem de lama 359 ± 2 381 ± 2 - 395 ± 1 341 ± 1,0 - 341 - 395 369 ± 115 Transbordo da precipitação de lama - - 1,0 ± 0,1 0,8 ± 0,1 0,8 ± 0,1 0,8 ± 0,1 0,8 - 1,0 0,85 ± 0,0116 Transbordo da lavagem de lama 0,7 ± 0,1 - - 1,0 ± 0,1 0,73 ± 0,05 - 0,73 - 1,0 0,82 ± 0,0117 Filtrado dos filtros de lama - - - 12,4 ± 0,2 - - - 12,4 ± 0,218 Net wash - - - 4,6 ± 0,1 - - - 4,6 ± 0,119 Condensado de processo - - - 0,7 ± 0,1 - - - 0,7 ± 0,120 Condensado de alta pureza - - - 0,9 ± 0,1 - - - 0,9 ± 0,1
Resíduos21 Areia 260 ± 2 - - 257,0 ± 0,8 - - 257 - 260 259 ± 122 Lama vermelha 514 ± 2 542 ± 2 - 588 ± 1 533 ± 1 - 514 - 588 544 ± 123 Água do depós ito de rejeito sólidos - - - 1,0 ± 0,1 - - - 1,0 ± 0,1
Produtos24 Alumina hidratada - - - 0,73 ± 0,05 0,8 ± 0,1 - 0,7 - 0,8 0,775 ± 0,00325 Alumina - - - 0,61 ± 0,05 1,0 ± 0,1 0,9 ± 0,1 0,6 - 1,0 0,84 ± 0,01
As amos tras 1, 2, 3, 4, 5, 6, 8, 9, 17, 18, 19, 20, 21 e 23 não são separadas por cadeia A, B e C.Para as amostras 14, 16 e 22 não há cadeia C, pois a lavagem de lama ocorre em apenas duas cadeias . A amostra de descarga da diges tão (7) da cadeia B foi perdida.
Cadeia C
Atividade específica e incerteza (Bq.kg-1)Intervalo de
resultados (Bq/kg)
Valor médio e desvio padrão
(Bq.kg-1)
Detector 01 Detector 02
Cadeia A Cadeia B Cadeia C Cadeia A Cadeia B
(Bq.kg-1) (Bq.kg-1) (Bq.kg-1)
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia
52
53
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
Nota-se, pela Tabela 3.2, que todas as matérias primas e insumos utilizados
contribuíram com 40K, exceto o floculante 1. A soda virgem apresentou a maior
contribuição deste radionuclídeo, (14±1) Bq.kg-1, seguida pela bauxita. Todas as etapas
do processo apresentaram valores médios de atividade de 40K no intervalo entre 1,4 e
45Bq.kg-1, sendo este maior valor relativo à lama vermelha.
Ao contrário do 40K, detectado em praticamente todas as amostras, os radionuclídeos
primordiais e seus filhos não foram detectados na maioria das etapas.
Como pode ser observado nas Tabelas 3.3 e 3.4, bauxita, areia, lama vermelha e
descarga da lavagem de lama foram as amostras com atividades específicas mais
significativas para 238U e 226Ra. Nas demais amostras, em que não foi detectado 238U, as
atividades específicas de 226Ra foram inferiores a 7,1Bq.kg-1.
As diferenças entre as concentrações de atividade de 238U e 226Ra podem ser devidas aos
limites de quantificação diferentes para os métodos utilizados, de 12Bq.kg-1 para a
determinação de 238U por ativação neutrônica e de 0,4-0,6Bq.kg-1 para o 226Ra, por
espectrometria gama. Percebe-se que, nas amostras em que apenas 226Ra foi detectado,
os valores foram inferiores a 12Bq.kg-1, limite de determinação do 238U. Portanto, não é
possível afirmar se o equilíbrio secular foi alterado. Maiores considerações sobre a
condição de equilíbrio serão expostas no item 3.3 deste trabalho.
Nos resíduos, nota-se que a concentração de 238U e 226Ra foi cerca de três vezes maior
na lama vermelha que na areia. As atividades específicas de 238U e 226Ra na bauxita e na
areia são próximas. Na lama vermelha, a atividade chegou a ser 2,2 vezes superior à da
bauxita, para os referidos elementos.
Nas Tabelas 3.5, 3.6 e 3.7, pode-se verificar que bauxita, areia, lama vermelha e
descarga da lavagem de lama foram também as amostras com atividades específicas
mais significativas para a família de 232Th, além da descarga de digestão.
O raciocínio análogo ao da família do urânio pode ser feito quanto às diferenças entre
concentrações do 232Th e seus filhos nas demais amostras, tendo em vista que os valores
detectados de 228Ac e 212Pb foram inferiores a 4Bq.kg-1, limite de detecção de 232Th por
ativação neutrônica. Esta afirmação não se aplica às amostras de net wash e filtrado dos
filtros de lama, em que as atividades dos filhos superaram esse valor.
54
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
A detecção apenas da família do tório na amostra de descarga da digestão é facilmente
explicável ao se verificar a razão entre as atividades específicas de 232Th e 238U para as
amostras, especialmente para a bauxita, conforme a Tabela 3.8. Como pode-se observar,
a atividade de 232Th na bauxita foi cerca de quatro vezes maior que a de 238U e, portanto,
mesmo após a adição de soda, licor e leite de cal à bauxita, para digestão, o tório e seus
filhos ainda apresentaram atividade detectável.
Tabela 3.8. Relação entre as atividades específicas de 232Th e 238U para as amostras em
que foram detectados.
Amostra 232Th/ 238U
Bauxita 4,2Descarga da digestão 8/ ND*Areia 7,3Lama vermelha 3,5Descarga da lavagem de lama 3,4
É interessante observar, nas relações expostas na Tabela 3.8, que a relação entre as
atividades específicas entre 232Th e 238U é de aproximadamente quatro para bauxita,
lama vermelha e descarga da lavagem de lama, mas na areia chega a ser o dobro destes
valores. A situação era esperada, tendo a vista a menor atividade de 238U na areia que na
lama vermelha, conforme a Tabela 3.3.
Em relação aos resíduos, como pode ser observado na Tabela 3.5, a atividade específica
média do 232Th para a areia foi aproximadamente 25% menor que para a lama vermelha.
Além disso, conforme as Tabelas 3.6 e 3.7, as atividades específicas de 228Ac e 212Pb
foram cerca de duas vezes maiores na lama vermelha que na areia.
Portanto, pode-se concluir que os radionuclídeos da família do tório tendem a se
concentrar mais na lama vermelha que na areia. Esta informação pode ser de particular
importância em estudos futuros para avaliação da remoção de componentes de interesse
destes resíduos.
Ressalta-se que, segundo informações obtidas na indústria, a areia é um resíduo rico em
titânio. A areia é bastante escura, semelhante às conhecidas areias pretas da costa
brasileira, com teores elevados de radionuclídeos e terras raras. Não se pode afirmar que
*ND: Não detectado
55
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
toda areia preta é monazítica (Mezhari, 2005), mas este resíduo pode ser mais estudado,
a fim de avaliar sua potencialidade para extração de terras raras.
Os dados obtidos sugerem que a radioatividade natural no processo originou-se,
fundamentalmente, da própria bauxita. As demais entradas no processo analisadas, ou
seja, leite de cal, soda virgem, floculantes e água industrial, não apresentaram
contribuição relevante de radionuclídeos das séries de 238U e 232Th. Todas essas
amostras contribuíram com 40K no processo, à exceção do floculante 1.
Nas etapas intermediárias analisadas, as atividades específicas foram desprezíveis em
comparação às dos resíduos e bauxita, bem como se comparadas aos valores de
atividade específica média no solo, dados à Tabela 1.1. Entretanto, pode ser de interesse
uma avaliação mais aprofundada na área vermelha, em que ocorre o processamento dos
resíduos e as atividades específicas são superiores, em especial ao se considerar as
atividades específicas das amostras da descarga da lavagem de lama.
A alumina hidratada e alumina calcinada, produtos finais do processo, não apresentaram
atividades específicas significativas de radionuclídeos, ao se comparar as concentrações
obtidas à dos resíduos e bauxita, além da média de valores no solo, à Tabela 1.1. Um
detalhe a ser observado é que o chumbo presente na alumina calcinada pode ser
proveniente da queima do óleo do calcinador, não sendo necessariamente oriundo da
bauxita e demais insumos.
Nas Figuras 3.1 e 3.2, são apresentados gráficos comparativos entre as amostras de
atividades específicas mais significativas e os valores médios e intervalos de valores
para cada radionuclídeo no solo (compilados da Tabela 1.1). Para 40K, a atividade
específica em todas as amostras é menor que a média no solo, de 400Bq.kg-1.
Conforme a Figura 3.1 (a), as atividades específicas de 238U no processo estão dentro do
intervalo de valores médios no solo. Areia e bauxita possuem atividades próximas à
média no solo. Para 226Ra, conforme a Figura 3.1 (b), todos os valores ultrapassaram a
média no solo. A lama vermelha e descarga da lavagem de lama ultrapassaram o valor
máximo do intervalo de valores em até mais de 100% e a bauxita, em cerca de 6%.
56
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
Figura 3.1. (a) Comparação entre as atividades específicas obtidas e valores médios e intervalo de valores no solo para 238U e (b) 226Ra.
Como pode-se observar na Figura 3.2., as atividades específicas de 232Th para as
amostras de bauxita, descarga da lavagem de lama, areia e lama vermelha ultrapassaram
o valor médio no solo em até mais de dez vezes, como no caso da lama vermelha. Estes
resultados reforçam a necessidade de aprofundamentos de estudos em relação a NORM
e TENORM.
Figura 3.2. Comparação entre as atividades específicas obtidas e valores médios e
intervalo de valores no solo para 232Th.
63,6
99,3
139,2
51,2
0
60
120
180
240
300
360
Bauxita Descarga dalavagem de
lama
Areia Lama vermelha
Ativ
idad
e de
226 R
a (B
q.kg
-1)
Atividade de 226Ra no solo: Intervalo: 17-60 Bq.kg-1
Média: 35 Bq.kg-1
65,5 99,9
35,837,00
60
120
180
240
300
360
Bauxita Descarga dalavagem de
lama
Areia Lama vermelha
Ativ
idad
e de
238 U
(Bq.
kg-1
)Atividade de 238U no solo: Intervalo: 16-110 Bq.kg-1
Média: 35 Bq.kg-1
(a) (b)
16,2
154,3
223,4
263,6
350,3
0,0
60,0
120,0
180,0
240,0
300,0
360,0
Bauxita Descarga dadigestão
Descarga dalavagem de
lama
Areia Lamavermelha
Ativ
idad
e de
232 Th
(Bq.
kg-1
)
Atividade de 232Th no solo: Intervalo: 11-64 Bq.kg-1
Média: 30 Bq.kg-1
57
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
Cabe ressaltar que, ao constatar-se que as famílias estão em equilíbrio, conforme
explanado a seguir no item 3.3, pode-se inferir que a atividade de todos os
radionuclídeos de meia vida-curta é igual à dos seus pais, ou seja, se o pai foi detectado,
todos os filhos de meia-vida curta estão presentes.
3.3. Considerações sobre o Equilíbrio Radioativo nas Amostras
Conforme exposto no Capítulo 2 - Materiais e Métodos, as amostras permaneceram em
recipientes vedados pelo período mínimo de trinta dias, de forma a garantir o
restabelecimento do equilíbrio secular nas famílias de 238U e 232Th, entre radionuclídeos
de meia-vida longa e seus filhos de meia-vida curta.
Na família do 238U, o tempo de trinta dias garante que 226Ra, 222Rn e seus filhos de
meia-vida curta, em especial 214Pb e 214Bi, estejam em equilíbrio, ou seja, possuam a
mesma atividade. Essa situação de equilíbrio permite que a atividade específica do 226Ra, radionuclídeo de importância radiológica por ser pai do 222Rn e ter meia-vida
longa, seja avaliada por meio da energia gama do 214Bi, filho de meia-vida curta em
equilíbrio.
Para avaliar o estabelecimento do equilíbrio, na Figura 3.3 é mostrada correlação entre
as atividades de 214Bi e 214Pb para todas as amostras, em ambos os detectores. Tendo em
vista que o 226Ra é o último nuclídeo de meia vida longa acima do 214Pb, pode-se
afirmar que o equilíbrio entre 226Ra e seus filhos foi estabelecido nas amostras. A
correlação obtida indica a aplicabilidade e confiabilidade do método de análise,
espectrometria gama com detector de germânio hiperpuro, pois foram obtidos valores
próximos de atividade específica para ambos os elementos, nos dois detectores.
58
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
y = 1,0205x + 0,0138R2 = 0,9967
0
20
40
60
80
100
120
140
160
0 20 40 60 80 100 120 140 160
Atividade específica de 214Pb (Bq.kg-1)
Ativ
idad
e es
pecí
fica
de 21
4 Bi (
Bq.
kg-1
)
Figura 3.3. Correlação entre as atividades específicas de 214Bi e 214Pb.
Na família do tório, o tempo de trinta dias assegura o equilíbrio entre 224Ra, 222Rn e
todos os filhos, até o final da cadeia. A detecção destes filhos indica que o pai de meia-
vida média, 228Th, está presente. Durante este prazo, o equilíbrio entre 228Ac e 228Ra
também é restabelecido. Se o tório (232Th e 228Th) não tiver sido removido por processos
físico-químicos, a família deve estar em equilíbrio após este período.
O estabelecimento do equilíbrio secular na família, entre 228Ac e seus filhos pode ser
verificado na Figura 3.4, em que é apresentada a correlação entre 228Ac e 212Pb. A
correlação indica que as atividades específicas dos elementos foram próximas para
todas as amostras, ou seja, o equilíbrio foi estabelecido.
59
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
y = 1,0322x + 1,4528R2 = 0,9941
0
100
200
300
400
500
600
0 100 200 300 400 500 600
Atividade específica 212Pb (Bq.kg-1)
Ativ
idad
e es
pecí
fica 22
8 Ac
(Bq.
kg-1
)
Figura 3.4. Correlação ente as atividades específicas médias de 228Ac e 212Pb.
Em relação ao equilíbrio secular das cadeias de 232Th e 238U com seus respectivos filhos,
pode-se observar, na Figura 3.5 (a), a correlação entre as atividades específicas para as
de 232Th e 228Ac e (b), entre238U e 226Ra. Nota-se, nas referidas figuras, que não havia
equilíbrio entre os elementos de meia vida longa, situação esperada em função do
processamento físico-químico sofrido pelas amostras. Ressalta-se que as correlações
foram obtidas apenas para as amostras mais significativas porque nas demais, 238U e 232Th, se presentes, estavam em concentrações abaixo do limite de quantificação do
método utilizado.
Figura 3.5. (a) Correlação entre as atividades específicas médias para 232Th e 228Ac e (b) entre 238U e 226Ra.
0
25
50
75
100
125
150
0 25 50 75 100 125 150Atividade específica 226Ra (Bq.kg-1)
Ativ
idad
e es
pecí
fica
238 U
(Bq.
kg-1
) Lama vermelha
Descarga da lavagem de lama
Bauxita
Areia
0
100
200
300
400
500
600
0 100 200 300 400 500 600Atividade específica 232Th (Bq.kg-1)
Ativ
idad
e es
pecí
fica
228 A
c (B
q.kg
-1)
Descarga da digestão
Lama vermelha
Descarga da lavagem de lama
Bauxita
Areia
(a) (b)
60
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
Na bauxita, era esperado o equilíbrio nas famílias de 238U e 232Th. Entretanto, o
processo físico de lavagem pelo qual o minério passa antes de chegar à indústria ou
processos geológicos na própria mina podem alterar a condição de equilíbrio. Desse
modo, seria válido um estudo futuro da avaliação da condição de equilíbrio na mina e
nos resíduos de lavagem da bauxita, conhecidos como finos naturais.
Apesar da alteração de equilíbrio entre 232Th e 228Ac nas amostras, o equilíbrio entre os
filhos, 228Ac e 212Pb foi mantido. Percebe-se que toda a família concentrou-se mais na
lama vermelha que na areia.
Ressalta-se que, para avaliações mais generalistas do equilíbrio de radionuclídeos
naturais no Processo Bayer, convém avaliar a condição de equilíbrio nas etapas do
processo em amostras de diferentes origens. Segundo a IAEA (1979), amostras
pequenas tendem a apresentar grau de desequilíbrio maior que uma grande amostra ou
medida in situ de grande volume de material.
3.4. Radioproteção e Meio-Ambiente
Com a finalidade de representar as atividades de 226Ra, 232Th e 40K com uma única
grandeza, que leva em conta o risco radiológico associado, um índice radiológico
comum é utilizado: a atividade de rádio equivalente. Este índice foi calculado utilizando
a equação 3.1 (Afifi et al, 2006; El Mamoney & Khater, 2004; El-Dine et al, 2001,
Beretka & Mathew, 1985), em que A representa a atividade específica para cada
radionuclídeo entre parênteses.
)(077,0)(43,1)().( 402322261 KAThARaAkgBqeqRa ++=− − equação 3.1
Na equação, assume-se que 370 Bq.kg-1 de 226Ra, 259 Bq.kg-1 de 232Th e 4810 Bq.kg-1
de 40K determinam a mesma dose absorvida devida a emissão gama. A atividade
máxima para minerais e material de construção é de 370 Bq.kg-1 para uso seguro, ou
seja, manter a dose por irradiação externa abaixo de 1,5mGy.ano-1. (El Afifi et al, 2006;
El-Dine et al, 2001, Beretka & Mathew, 1985)
Segundo Beretka & Mathew (1985), a radioatividade natural em materiais de construção
é normalmente determinada considerando 226Ra, 232Th e 40K, conforme a equação 3.1. A
contribuição do 238U e demais precursores do 226Ra é ignorada porque 98,5% dos efeitos
61
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
radiológicos da série do urânio são provocados pelo 226Ra e seus filhos, segundo a
OECD – Organization for Economic Cooperation and Development (1979, apud
Beretka &Mathew, 1985).
Assim como no trabalho de Beretka & Mathew (1985), neste restringe-se a discussão à
exposição a raios gama, sem considerar as concentrações de radônio, porque estas
dependem de fatores como alterações nos fluxos de ar e porosidade dos materiais, sendo
mais aplicáveis medições de raios gama e radônio in loco.
Os resultados do cálculo de Ra-eq para as amostras podem ser visualizados na Figura
3.6, em que a linha representa o limite de 370Bq.kg-1 estabelecido pela OECD (1979 –
apud El-Dine et al, 2001, Beretka & Mathew, 1985) para materiais de construção e
areias pesadas.
Nota-se que apenas as amostras de areia, lama e descarga da lavagem de lama
ultrapassam o limite de atividade da OECD. Esse resultado indica que o uso posterior
de lama vermelha para fabricação de tijolos merece avaliação mais criteriosa quanto à
radioatividade associada, especialmente para uso em ambientes fechados. Beretka &
Mathew (1985) analisaram amostras de tijolos elaborados com lama vermelha, obtendo
valores de atividade acima deste limite. De qualquer forma, os autores não consideraram
um problema o uso dos tijolos para pavimentação de ruas, por ser ambiente aberto.
62
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
1,5
3,8
1,8
1,8
1,5
30,4
2,7
2,8
3,4
2,0
1,6
1,6
419,9
2,8
2,5
4,5
3,1
1,6
1,4
428,9
643,1
1,4
0,8
2,0
284,7
0,0 100,0 200,0 300,0 400,0 500,0 600,0 700,0
Bauxita
Água industrial
Leite de cal
Soda virgem
Floculante 1
Floculante 2
Descarga da digestão
Licor pobre
Licor pobre concentrado
Licor rico filtrado
Final de cadeia
Descarga classificador secundário
Alimentação dos filtros de hidrato
Descarga da lavagem de lama
Transbordo da precipitação de lama
Transbordo da lavagem de lama
Filtrado dos filtros de lama
Net wash
Condensado de processo
Condensado de alta pureza
Areia
Lama vermelha
Água do depósito de rejeito sólidos
Hidrato de alumina
Alumina
Ra-eq (Bq.kg-1)
Limite da O
EC
D para m
aterial de construção: 370 Bq.kg
-1
Figura 3.6. Valores calculados de Ra-eq para cada etapa do processo comparados ao limite da OECD para material de construção.
A disposição dos resíduos sólidos deve ser mais cuidadosamente avaliada. Por ser uma
extensa área aberta e ventilada, o radônio tende a se dispersar e, analogamente aos
estudos de Beretka e Mathew (1985), não haveria necessidade de radioproteção
adicional no depósito.
63
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
Na empresa, a área de depósito de rejeito possui acesso restrito, apenas com
movimentação de caminhões que levam os resíduos ao local e funcionários que
coordenam a deposição. A inalação de poeiras é diminuída pela natureza úmida do
resíduo, que evita dispersões de particulados. Além disso, os operadores utilizam
máscaras respiratórias.
Transcorrido certo tempo, a secagem do resíduos e a dispersão de partículas poderia ser
um agravante à exposição radiológica. Entretanto, a fábrica é localizada no norte do
Brasil, região conhecida pelo clima úmido e chuvas praticamente diárias, o que auxilia
na retenção das partículas próximas ao solo. Essa consideração não pode ser feita,
obviamente, para depósitos de lama vermelha em locais de clima seco, em que a
dispersão de particulados pode ser uma via considerável de exposição, dada a
granulometria fina da lama.
Essa característica de chuvas constantes, por outro lado, poderia ser um agravante à
lixiviação de radionuclídeos para águas subterrâneas e superficiais, outra via importante
de exposição. O depósito de rejeitos em questão possui impermeabilização em suas
paredes e fundo, sendo a água coletada e tratada para descarte, principalmente devido ao
pH do efluente, pois a lama vermelha e areia ainda possuem considerável causticidade.
Entretanto, conforme se verifica pelos resultados da amostras de água do depósito de
rejeitos sólidos, aparentemente os radionuclídeos não são lixiviados pela água e
mantêm-se na fase sólida. Nota-se que os resultados para a água do depósito de rejeitos
sólidos são próximos aos da água industrial, ou seja, houve pouca ou nenhuma
lixiviação de radionuclídeos primordiais na barragem de rejeitos.
Ressalta-se que essas avaliações consideram a situação do depósito de rejeitos em uso,
ou seja, ainda controlado. Após desativação do depósito, a área é reflorestada. Deve-se
dispensar especial atenção à eventual reabertura da área, pois pode-se aumentar
consideravelmente as possibilidades de exposição de indivíduos do público, seja por
ingestão, inalação ou irradiação. Pode-se citar, por exemplo, a área conhecida como
“Buraco Quente”, em Minas Gerais, antigo depósito de lama vermelha que atualmente
tem sido usado pela população para pastoreio do gado e plantação de hortas,
possivelmente aumentando a exposição dos indivíduos que usufruem da área.
64
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
Deslocando a considerações do foco antropocêntrico, cabe a ressalva de que a fauna e
flora também podem sofrer efeitos da radiação. Esses efeitos ainda não são
exaustivamente estudados, mas não podem ser desprezados.
A dose absorvida no ar (D) pode ser calculada por meio da equação 3.2, dados os
fatores de conversão de atividade em Bq.kg-1 para dose absorvida de 0,462 para 226Ra,
0,621 para 232Th e 0,0417 nGy.h-1 para 40K (El Afifi et al, 2006; El Mamoney & Khater,
2004).
)(0417,0)(.621,0)(.462,0).( 402322261 KAThARaAhnGyD ++=− equação 3.2
O valor de dose absorvida no ar pode ser convertido em dose efetiva anual (H)
utilizando-se a equação 3.3, que considera o fator de conversão 0,7 Sv.Gy-1,
recomendados pela UNSCEAR (1993 e 2000). O órgão também recomenda a
multiplicação do número de horas ao ano, 8760, por um fator de exposição em áreas
internas de 0,8. Este fator significa que o indivíduo passa 20% do tempo em área
externas, abertas, e 80% do tempo em áreas internas, fechadas (El Afifi et al, 2006,
Gaso et al, 2005). Entretanto, neste trabalho este fator será substituído por uma
estimativa de horas de exposição, considerando a jornada de trabalho semanal de 44
horas, sendo 52 semanas ao ano. Ressalta que é uma estimativa conservadora, pois não
considera férias e assume que o trabalhador permanece exposto durante toda a jornada
de trabalho.
nGymSv
anosemanas
semanahhnGyDanomSvE 9
311
10107,05244).().( ×××= −− equação 3.3
As taxas de dose absorvida e efetiva devidas aos radionuclídeos de cada etapa do
processo podem ser visualizadas na Tabela 3.9. Conforme pode-se observar nessa
tabela, nenhuma das amostras ultrapassou os limites estabelecidos pela Norma CNEN
NR 4.01 para isenção de seu cumprimento, de atividade específica das substâncias
radioativas sólidas naturais ou concentradas inferior a 10 Bq.g-1 e de dose efetiva
adicional a que possam estar submetidos os seus trabalhadores inferior a 1mSv.ano-1.
Isso implica que, a princípio, a indústria estaria isenta de regulamentação e fiscalização
pela CNEN. Ressalta-se que esta é uma avaliação apenas para fins acadêmicos, sendo o
critério e decisão cabíveis unicamente aos órgãos competentes.
65
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
Tabela 3.9. Ra-eq, taxa de dose absorvida e dose efetiva anual para cada etapa do processo.
Ra-eq (Bq.kg-1)Dose absorvida
(nGy.h-1)Dose equivalente
(mSv.ano-1)Entradas
1 Bauxita 285 125,6 0,22 Água industrial 1,5 0,7 0,0013 Leite de cal 3,8 1,8 0,0034 Soda virgem 1,8 0,9 0,0015 Floculante 1 1,8 0,8 0,0016 Floculante 2 1,5 0,7 0,001
Etapas intermediárias7 Descarga da digestão 30 13,6 0,028 Licor pobre 2,7 1,4 0,0029 Licor pobre concentrado 2,8 1,4 0,00210 Licor rico filtrado 3,4 1,8 0,00311 Final de cadeia 2,0 1,0 0,00212 Descarga classificador secundário 1,6 0,8 0,00113 Alimentação dos filtros de hidrato 1,6 0,8 0,00114 Descarga da lavagem de lama 420 185 0,315 Transbordo da precipitação de lama 2,8 1,4 0,00216 Transbordo da lavagem de lama 2,5 1,3 0,00217 Filtrado dos filtros de lama 4,5 2,1 0,00318 Net wash 3,1 1,4 0,00219 Condensado de processo 1,6 0,7 0,001220 Condensado de alta pureza 1,4 0,6 0,001
Resíduos21 Areia 429 188 0,322 Lama vermelha 643 284 0,523 Água do depósito de rejeito sólidos 1,4 0,7 0,001
Produtos24 Alumina hidratada 0,8 0,4 0,00125 Alumina 2,0 1,0 0,002
A concentração de radionuclídeos nos produtos finais, a alumina e a alumina hidratada,
é desprezível quando comparada à da lama vermelha e bauxita, resultado desejável
devido a possíveis barreiras comerciais para produtos eventualmente radioativos.
Ressalta-se que, na indústria, a área em que foi perceptível maior concentração de
particulados no ar foi a área branca, após a etapa de filtração da alumina hidratada.
Porém, dadas as baixas concentrações de radionuclídeos, os particulados nesta área não
representam risco radiológico.
O processamento do minério a úmido na indústria é um fator favorável à proteção
radiológica, pois evita a emissão de particulados, possíveis fontes de inalação de
radionuclídeos. Especialmente na área vermelha, em que ocorre o processamento de
lama e resíduos, não foi possível perceber particulados no ambiente.
66
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
Capítulo 4. CONCLUSÕES
A bauxita é a fonte principal de radionuclídeos das séries de 238U e 232Th no
processo. Os demais insumos, água, floculantes (apenas um dos dois utilizados),
soda virgem e leite de cal, além da bauxita, contribuem com 40K. Soda virgem é o
insumo com maior contribuição de 40K.
A bauxita analisada possui atividade específica de 232Th cerca de quatro vezes
maior que de urânio. Ainda assim, possui atividade abaixo dos limite estabelecidos
pela CNEN para regulamentação pelo órgão.
Nas etapas intermediárias analisadas, as atividades específicas foram desprezíveis
em comparação às dos resíduos e bauxita, bem como se comparadas aos valores de
atividade específica média de radionuclídeos naturais no solo.
Nas amostras com atividades específicas significativas de radionuclídeos da
família do 238U e 232Th, ou seja, bauxita, descarga da lavagem de lama, areia e lama
vermelha, foi constatada a alteração do equilíbrio secular.
O estudo apresentou uma inovação sobre os resíduos do processo. A literatura não
faz menção à separação entre areia e lama, referindo-se a lama vermelha como
resíduo único do processo Bayer. Neste trabalho, os resíduos, areia e lama
vermelha, foram analisados em separado a fim de verificar a distribuição de
radionuclídeos em ambos, apesar de a disposição final ser conjunta.
40K, 238U, 226Ra e 232Th e seus filhos concentraram-se mais na lama vermelha que
na areia. Esta informação pode ser de particular importância em estudos futuros
para avaliação da remoção de componentes de interesse destes resíduos.
Os principais resíduos do processo Bayer, lama vermelha e areia, apresentaram
concentrações de radionuclídeos aumentadas em relação à bauxita, enquadrando-se
como TENORM.
Em comparação aos valores médios e intervalos de valores de radionuclídeos no
solo publicados pela UNSCEAR (2000), as atividades específicas de 40K e 238U nas
amostras não ultrapassaram o limite máximo do intervalo de valores no solo. Os
67
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
resíduos e a bauxita apresentaram atividades superiores ao valor médio no solo
para 226Ra e 232Th, em até mais de dez vezes, para a lama vermelha.
A utilização de lama vermelha para fabricação de tijolos, para uso em construções
fechadas, deve ser melhor avaliada, pois pode representar um potencial aumento de
exposição radiológica devido a emissões gama e, em especial, à exalação de
radônio.
Demais aplicações posteriores da lama vermelha e areia também devem levar em
consideração a radioatividade associada a estes resíduos.
A doses efetivas estimadas para cada etapa do processo foram inferiores a
1mSv.ano-1, valor estabelecido como limite máximo pela CNEN para isenção de
controle deste órgão para indústrias não-nucleares. As atividades específicas dos
elementos também são inferiores ao limite a CNEN, de 10Bq.g-1.
Os produtos finais, alumina e alumina hidratada, não possuem concentrações
apreciáveis dos elementos radioativos analisados, característica desejável do ponto
de vista de comércio internacional e de proteção radiológica, tendo em vista que na
área branca da indústria, em especial na calcinação, ocorre considerável emissão de
particulados.
O processamento a úmido do minério é um fator favorável à proteção radiológica,
pois evita a emissão de particulados, especialmente na área vermelha, onde há
presença de lama e areia, com atividades aumentadas.
A utilização da espectrometria gama com detector de germânio hiperpuro mostrou-
se adequada, pois foi detectada a condição de equilíbrio entre os radionuclídeos de
meia-vida curta e seus pais de meia vida longa após o período de trinta dias.
68
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
ALUMINA PRODUCTION. Disponível em: <http://www.epa.gov/epaoswer/other/ mineral/chapter3.pdf>. Acesso em 25 jan 2005.
ARAMBURU, X.O.; BISBAL, J. J., Radiaciones ionizantes: utilización y riesgos. Barcelona: Edicions UPC, 1994. AUTHIER-MARTIN, M. et al. The Mineralogy of Bauxite for Producing Smelter-Grade Alumina. JOM, p. 36-40, dez 2001. BENNET, B. G. Worldwide panorama of radioactive residues in the environment. In: Restoration of environment with radioactive residues: papers and discussions. IAEA: Arlington, 1999.
BROWNER, R.E. The use of bauxite waste mud in the treatment of gold ores. Hidromettalurgy, vol. 37, p. 339-348. Elsevier Science, 1995.
BRUZZI, L. et al. Radioactivity in raw materials and end products in the Italian ceramics industry. Journal of Environmental Radioactivity. Vol. 47, p. 171-181. Elsevier, 2000.
CAMARGO, Iara Maria Carneiro. Determinação da concentração de isótopos naturais de urânio e tório em amostras de água.. Dissertação (Mestrado em Ciências – área de Tecnologia Nuclear) – Comissão Nacional de Energia Nuclear - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, CDTN/IPEN, São Paulo, 1994.
CHOWDHURY, M. et al. Concentration of radionuclides in building and ceramic materials of Bangladesh and evaluation of radiation hazard. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Vol. 231, Nos 1-2 , pp. 117-122, 1998. CNEN – Comissão Nacional de Energia Nuclear. Requisitos de Segurança e Proteção Radiológica para Instalações Minero Industriais: Norma CNEN-NN-4.01. 2005.
CNEN – Comissão Nacional de Energia Nuclear. Diretrizes básicas de proteção radiológica: Norma CNEN-NN-3.01. 2006.
COLLIER, D. E. et al. Thorium in mineral products. Radiation Protection Dosimetry. Vol. 97, No. 2, pp. 177–180. Nuclear Technology Publishing, 2001.
COOPER, M. B. Natural occurring radioactive materials (NORM) in australian industries – Review of current inventories and future generation. (Report prepared for the Radiation Health and Safety Advisory Council), 2003. Disponível em: <http://www.arpansa.gov.au/pubs/rhsac/norm_report.pdf>. Acesso em 25 jan 2005.
EL-AFIFI, E.M. et al. Evaluation of U, Th, K and emanated radon in some NORM and TENORM samples. Radiation Measurements. Vol. 41, p. 627-633. Elsevier Science B.V., 2006. Disponível em: <www.sciencedirect.com>. Acesso em 29 ago 2006.
69
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
EL-DINE, N. W. et al. Measurement of radioactivity and radon exhalation rate in different kinds of marbles and granites. Applied Radiation and Isotopes. Vol. 55, p. 853-860. Pergamon Press, 2001.
EL MAMONEY, M.H; KHATER, A.E.M. Environmental characterization and radio-ecological impacts of non-nuclear industries on the Red Sea coast. Journal of Environmental Radioactivity. Vol. 73, p. 151–168. Elsevier Science, 2004.
EPA – ENVIRONMENTAL PROTECTION AGENCY. Disponível em: <http://www.epa.gov/radiation/tenorm/sources.htm#aluminum>. Acesso em 14 mar 2005a.
EPA – ENVIRONMENTAL PROTECTION AGENCY. Disponível em: <http://www.epa.gov/radiation/tenorm/>. Acesso em 29 mar 2005b. EPA – ENVIRONMENTAL PROTECTION AGENCY. Exposure Pathways. Disponível em: <http://www.epa.gov/radiation/understand/pathways.htm>. Acesso em 28 dez 2006.
FORTINI, A; SOUZA, R.M.G.P. Espectrometria Gama in: Curso de Instrumentação Nuclear e Detecção das Radiações. Belo Horizonte: CDTN/CNEN, 2001.
FRAME, P. Boron Trifluoride (BF3) Neutron Detectors. Oak Ridge Associated Universities. 2004. Disponível em : <http://www.orau.org/PTP/collection/ proportional%20counters/bf3info.htm>. Acesso em: 27 fev 2007.
GASO, M.I. et al. Environmental impact assessment of uranium ore mining and radioactive waste around a storage centre from Mexico. Radioprotection, Suppl. 1, vol. 40, p. 739-745. EDP Sciences, 2005. Disponível em: <http://www.edpsciences.org/ articles/radiopro/pdf/2005/02/p507.pdf?access=ok>. Acesso em 25 set 2006.
HAGELSTEIN, K. Technical report: USA environmental management of selenium in primary & secondary aluminum production. Jan, 2002. Disponível em: <http://www.mmc.co.za/Pages/Int-EIMn-forum%202003/English/Technical %20 Papers/ Times%20SELENIUM%20 TECHNICAL.PDF>. Acesso em 25 jan 2005.
HIND, A.R et al. The surface chemistry of Bayer process solids: a review. Colloids and Surfaces A: Physicochemical and Engineering Aspects, Vol. 146, p 359-374. Elsevier Science, 1999.
IAEA – INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Gamma-ray surveys in uranium exploration. In: Technical Report Series n. 186. Vienna, 1979.
IAEA – INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Technical reports series no. 419: Extent of environmental contamination by naturally occurring radioactive material (NORM) and technological options for mitigation. Vienna, 2003. Disponível em: <http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/ TRS419_web.pdf>. Acesso em 15 mar 2005.
70
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
IBRAHIRM, N. et al. Natural radioactivity in egyptian and industrially used australian bauxites and its tailing red mud. In: International symposium on restoration of environments with radioactive residues - IAEA, Arlington, Virginia, USA. p 23-26, 1999.
ICRP, International Commission on Radiological Protection. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection - ICRP Publication 60. 1990. JUHÁSZ, L. et al. Evaluation of the technologically enhanced naturally occurring radioactive material in Hungary. International Congress Series, vol. 1276, pp. 367– 368. 2005. KAPLAN, Irving. Física Nuclear. 2 ed. Rio de Janeiro: Guanabara Dois, 1978.
KOPERSKI, J.; TSURIKOV, N. Programme and Abstract Book sponsored by Radiation Safety Services. Impact of arpans-like legislation on minerals industry in Australia – the TENORM issue. Disponível em: <http://www.arps.org.au/ARPS24_ ABSTRACTS.PDF>. Acesso em 24 nov 2004.
LAVI, N.; ALFASSI, Z.B. Development and application of Marinelli beaker standards for monitoring radioactivity in Dairy-Products by gamma-ray spectrometry. Appl Radiat Isot. Vol. 61, No.6, p. 1437-1441. 2004.
LIN, Chien C. Radiochemistry in Nuclear Power Reactors. Committee on Nuclear and Radiochemistry, National Research Council. 1996. Disponível em: <http://www.nap.edu/catalog.php?record_id=9263>. Acesso em 29 set 2006. LIPSZTEIN, J.L. et al. Exposure of workers in mineral processing industries in Brazil. Journal of Environmental Radioactivity. Vol. 54, p. 189-199. Elsevier Science, 2001.
LOPEZ, M.A. et al. Workplace monitoring for exposures to radon and to other natural sources in Europe: integration of monitoring for internal and external exposures. Radiation Protection Dosimetry. Vol. 112, No. 1, p. 121–139. 2004.
MATTA, L. S. E. C. Exposições ocupacionais aos materiais radioativos de ocorrência natural modificados tecnologicamente (TENORM). Disponível em: <http://www.canalciencia.ibict.br/pesquisas/pesquisa.php?ref_pesquisa=144>. Acesso em 08 nov 2004.
MARCINOWSKI, Frank. Guidance - Potential for radiation contamination associated with mineral and resource extraction. United States Environmental Protection Agency. Washington, 2003. Disponível em: <http://www.epa.gov/ radiation/docs/tenorm/mineguide.pdf>. Acesso em 29 mar 2005. METCALF, Phil. Radiation safety related to natural exposures. International Atomic Agency, IAEA. s.d. MEZHARI, Arnaldo. Avaliação crítica dos requisitos de segurança e radioproteção adotados para o transporte de minérios e concentrados contendo urânio e tório. Tese (Doutorado – Ciências em Engenharia Nuclear) – COPPE/UFRJ, Rio de Janeiro. 2005.
71
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
MØLLER, A. P. & MOUSSEAU, T. A. Biological consequences of Chernobyl: 20 years on. TRENDS in Ecology and Evolution. Vol.21, No.4. April, 2006. NADA, A. Evaluation of natural radionuclides at Um-Greifat area, eastern desert of Egypt. Applied Radiation and Isotopes. Vol. 58, p. 275-280. Pergamon Press, 2003.
ODUM, Eugene P. Ecologia. 3 ed. Nueva Editorial Americana: México, 1972. OSTAP, S. Effect of Bauxite Mineralogy on its processing characteristics. In: Jacob Jr., Leonard. (org) Proceedings of the 1984 Bauxite Symposium Los Angeles, California. New York: BookCrafters, 1984.
PASCHOA, A.S; GODOY, J.M. The areas of high natural radioactivity and TENORM wastes. International Congress Series. Vol. 1225, p. 3 – 8. Elsevier Science B.V., 2002. Disponível em: <www.sciencedirect.com>. Acesso em 29 ago 2006. PAVLIDOU et al. Natural radioactivity of granites used as building materials in Grecee. Bulletin of the Geological Society of Greece vol. XXXVI, 2004 - Proceedings of the 10th International Congress, Thessaloniki, Abr 2004. PEREZ-ANDUJAR, A; PIBIDA, L. Performance of CdTe, HPGe and Na(Tl) detectors fos radioactivity measurements. Applied Radiation and Isotopes. Vol. 60, p. 41–47. 2004.
PIRES do RIO, M. A. et al. Environmental radiological impact associated with non-uranium mining industries: a proposal for screening criteria. Journal of Environmental Radioactivity. Vol. 59, p. 1–17. Elsevier Science B.V., 2002.
PRICE, W. J. Nuclear Radiation Detection. 2 ed. United States: McGraw-Hill, 1964. RING, Bob. Research projects: ores process development (ores, radioactivity and environmental solutions). ANSTO: Australian Nuclear Science and Technology Organization – 2004. Disponível em: <http://www.ansto.gov.au/ansto/ environment1/research/ores01.html>. Acesso em 22 mar 2005.
SANTOS, A. et al. Curso de treinamento de operadores em reatores de pesquisa. Vol I. CDTN/CNEN: Belo Horizonte, 2003.
SZENDRÖI, L. Questions and answers about alumina. Metal Bulletim´s First International Aluminium Congress, 1980. THOMPSON, M. et al. Harmonized guidelines for single-laboratory validation of methods of analysis: IUPAC Technical Report. Pure Appl. Chem., Vol. 74, No. 5, p. 835–855. IUPAC, 2002.
TIMMERMANS, C. W. M.; VAN DER STEEN, J. Environmental and occupational impacts of natural radioactivity from some non-nuclear industries in the Netherlands. Journal of Environmental Radioactivity. Vol. 32, Nos 1-2, p. 97-104. Elsevier Science Limited, 1996.
72
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
TUPYNAMBÁ, G.A.C. Análise de rotina de urânio e tório pelo método de nêutrons retardados. Dissertação (Mestrado em Ciências e Técnicas Nucleares) – Escola de Engenharia, Universidade Federal de Minas Gerais, Belo Horizonte. 1969. UNSCEAR. Sources and effects of ionizing radiation. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. United Nations, New York. 1993. Disponível em: <www.unscear.org>. Acesso em 11 set 2006. UNSCEAR. Sources and effects of ionizing radiation. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. United Nations, New York. 2000. Disponível em: <www.unscear.org>. Acesso em 11 set 2006.
VANDENHOVE, H. European sites contaminated by residues from the ore extracting and processing industries. In: Restoration of environment with radioactive residues: papers and discussions. IAEA: Arlington, 1999.
VANDENHOVE, H. European sites contaminated by residues from the ore extracting and processing industries. International Congress Series 1225. p 307-315. Elsevier Science B.V., 2002. Disponível em: <www.sciencedirect.com>. Acesso em 22 fev 2005.
VON PHILIPSBORN, H.; KÜHNAST, E. Gamma spectrometric characterisation of industrially used African and autralian bauxites and their red mud tailings. Radiation Protection Dosimetry. Vol. 45, n 1/4, 1992. Disponível em: <http://rpd.oupjournals. org/content/vol45/issue1-4/index.dtl>. Acesso em 28 jan 2005. ZAIDI, J.H. et al. Determination of natural radioactivity in building materials used in the Rawalpindi/Islamabad area by γ-ray spectrometry and instrumental neutron activation analysis. Applied Radiation and Isotopes. Vol. 51, p. 559-564.1999. ZHANG, Y. et al. Engineering geological properties and comprehensive utilization of the solid waste (red mud) in aluminium industry. Environmental Geology, Vol. 41, p. 249-256. 2001.
73
Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita, processo Bayer e seus produtos e resíduos – Valeria Cuccia.
ANEXO I - Curvas de Eficiência para os Detectores de Germânio Hiperpuro
As curvas de eficiência para os detectores 1 e 2, obtidas partir dos cálculos previamente
descritos, pode ser visualizada nas Figuras I.1 e I.2. Pode-se verificar que a eficiência de
detecção é maior para energias menores e que o detector 2 apresenta maior eficiência.
y = 0,0683x3 - 1,2422x2 + 6,0715x - 12,907
-8,5
-8
-7,5
-7
-6,5
-6
-5,5
-5
-4,5
-4
4,00 4,50 5,00 5,50 6,00 6,50 7,00 7,50
ln(Energia)
ln(e
ficiê
ncia
)
Figura I.1. Curva de calibração em eficiência do detector HPGe - detector 1.
y = 0,298x3 - 5,5112x2 + 32,711x - 67,157
-8,5
-8
-7,5
-7
-6,5
-6
-5,5
-5
-4,5
-4
4,00 4,50 5,00 5,50 6,00 6,50 7,00 7,50
ln(Energia)
ln(e
ficiê
ncia
)
Figura I.2. Curva de calibração em eficiência do detector HPGe - detector 2.
Livros Grátis( http://www.livrosgratis.com.br )
Milhares de Livros para Download: Baixar livros de AdministraçãoBaixar livros de AgronomiaBaixar livros de ArquiteturaBaixar livros de ArtesBaixar livros de AstronomiaBaixar livros de Biologia GeralBaixar livros de Ciência da ComputaçãoBaixar livros de Ciência da InformaçãoBaixar livros de Ciência PolíticaBaixar livros de Ciências da SaúdeBaixar livros de ComunicaçãoBaixar livros do Conselho Nacional de Educação - CNEBaixar livros de Defesa civilBaixar livros de DireitoBaixar livros de Direitos humanosBaixar livros de EconomiaBaixar livros de Economia DomésticaBaixar livros de EducaçãoBaixar livros de Educação - TrânsitoBaixar livros de Educação FísicaBaixar livros de Engenharia AeroespacialBaixar livros de FarmáciaBaixar livros de FilosofiaBaixar livros de FísicaBaixar livros de GeociênciasBaixar livros de GeografiaBaixar livros de HistóriaBaixar livros de Línguas
Baixar livros de LiteraturaBaixar livros de Literatura de CordelBaixar livros de Literatura InfantilBaixar livros de MatemáticaBaixar livros de MedicinaBaixar livros de Medicina VeterináriaBaixar livros de Meio AmbienteBaixar livros de MeteorologiaBaixar Monografias e TCCBaixar livros MultidisciplinarBaixar livros de MúsicaBaixar livros de PsicologiaBaixar livros de QuímicaBaixar livros de Saúde ColetivaBaixar livros de Serviço SocialBaixar livros de SociologiaBaixar livros de TeologiaBaixar livros de TrabalhoBaixar livros de Turismo
top related