Simulação numérica do processo de alteamento de áreas de deposição de resíduos pelo método a montante.

A previsão do comportamento de resíduos constituiu-se em um desafio geotécnico, uma vez que estes materiais apresentam uma resposta distinta dos materiais usualmente encontrados em depósitos naturais. A análise dos recalques da fundação, decorrentes da sobrecarga imposta pelo alteamento, é complexa, tendo em vista que o adensamento de resíduos pressupõe grandes deformações, invalidando o uso de teorias clássicas de adensamento. Atualmente, no Brasil, a técnica de disposição de resíduos de bauxita prevê uma operação inicial de lançamento no interior de lagos artificiais, em forma de polpa. Após o esgotamento do lago e ressecamento do resíduo, inicia-se o lançamento pelo método a montante. Neste método, a polpa é lançada sobre o resíduo pré-existente, que se encontra em processo de adensamento. O presente trabalho tem como objetivo reproduzir numericamente o comportamento de áreas de resíduos durante a etapa de alteamento a montante. A pesquisa tem como enfoque 2 áreas de resíduos de bauxita. Uma delas encontra-se em fase de reabilitação e dispõe de instrumentação de campo (recalques e deslocamentos horizontais). A outra se encontra em fase de operação do alteamento e dispõe de dados experimentais. Desta forma, a metodologia consistiu na reprodução numérica do processo de alteamento da área instrumentada e comparação dos resultados com a instrumentação de campo, com objetivo de avaliar o modelo numérico e os parâmetros do resíduo. Posteriormente, realizou-se a previsão do comportamento do resíduo de fundação da área em fase de alteamento. Os parâmetros geotécnicos foram definidos a partir de um extenso programa de ensaios de campo e laboratório, executado no local em estudo, fazendo-se uso de um tratamento estatístico dos dados experimentais. Os resultados numéricos mostraram a potencialidade do programa na previsão do comportamento de áreas de resíduos durante o alteamento a montante, com previsões de recalques e deslocamentos horizontais coerentes com a instrumentação de campo.

Avaliação do impacto radiológico atmosférico de uma unidade de mineração e beneficiamento de urânio

Este trabalho teve como objetivo avaliar o impacto radiológico atmosférico da Unidade de Concentrado de Urânio URA, Caetité, BA, através da modelagem da dispersão de radionuclídeos e a estimativa da dose efetiva anual (em mSv.ano-1). Para tal, utilizou-se o programa MILDOS-AREA que foi desenvolvido pelo Argonne National Laboratory (ANL) em conjunto com a U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC), para avaliar impacto radiológico ambiental atmosférico nas instalações de mineração e beneficiamento de urânio. O incremento de dose efetiva anual para três grupos críticos hipotéticos e oito grupos populacionais reais foi estimado com base na medida de fluxos de radônio e na estimativa das concentrações de radionuclídeos em particulados no ar dos principais termos fontes da URA (cava da mina, depósito de estéril e britador). Paralelamente, as medidas de concentração de radônio e taxa de kerma no ar, reportadas nos relatórios dos programas de monitoração ambiental pré-operacional (PMAPO) e operacional (PMAO) da URA, foram avaliadas. Os valores de dose efetiva anual estimados para os grupos críticos hipotéticos variaram de 1,78E-02 a 2,10E-02 mSv.ano-1, enquanto que para os grupos populacionais, variaram de 7,49E-05 a 1,56E-02 mSv.ano-1. A maior contribuição para o incremento da dose foi devida a inalação do radônio, sendo responsável por quase a totalidade da dose efetiva anual estimada. A média da concentração de atividade de radônio no entorno da URA foi 137,21 Bq m-3 e não sendo observada diferenças significativas entre as concentrações de radônio reportadas nos programas de monitoramento ambiental pré-operacional (valores de background) e operacional. Os valores médios de taxa de kerma no ar no entorno da URA foram de 0,136 μGy h-1. No entanto, em todos os pontos de monitoramento, os valores reportados no programa operacional foram inferiores aos valores reportados no programa pré-operacional (background), o que sugere problemas de medidas ou de coleta de dados durante a realização deste programa. O operador da URA utilizou para avaliação de impacto radiológico atmosférico, resultados apresentados em seus relatórios finais de análise de segurança (RFAS), um modelo próprio de simulação de dispersão, denominado Impacto Ambiental Radiológico (IAR7). Uma comparação entre o MILDOS-AREA e o IAR7, utilizando os mesmos parâmetros de entrada reportados no RFAS sugere que o IAR7 subestimou as concentrações de radônio no ar para os grupos críticos hipotéticos. Os resultados de simulação com o MILDOS-AREA mostram que as doses efetivas estimadas para os grupos críticos hipotéticos são inferiores a 0,3 mSv.ano-1 que é a restrição de dose estabelecida pela Comissão Nacional de Energia Nuclear. Recomenda-se que o código MILDOS-AREA seja utilizado no Brasil, para fins de licenciamento e controle, tendo em vista que o mesmo é um código validado e já utilizado em outros países para avaliar impacto radiológico ambiental atmosférico em instalações de mineração e beneficiamento de urânio