Tório Elemento Químico Tório (Th) e Uranio (U)

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Resumo 
De acordo com literatura, o tório e o urânio presentes no licor podem ser separados com base 
na capacidade destes metais de formar complexos anionicos, com um grande números de íons 
em soluções ácidas ou neutras (HABASHI, 1997; LIU et alt, 1998; THORNTON, 1992). O 
urânio (homenagem ao planeta Urano), é um elemento químico de símbolo U e de massa 
atómica igual a 238 U, apresenta número atómico 92 (92 prótons e 92 elétrons), é um 
elemento natural e comum, muito mais abundante que a prata, abundância comparável à do 
molibdénio e arsénio, porém, quatro vezes menos abundante que o tório. É um elemento 
metálico radioactivo pertencente à família dos actinídeos. Foi descoberto em 1789 pelo 
alemão Martin Klaproth na Alemanha. O Urânio é utilizado em indústria bélica (bombas 
atómicas e no secundário para bombas de hidrogénio), e como combustível em usinas 
nucleares para geração de energia eléctrica. A Agência Internacional de Energia Atómica, 
estimou as reservas mundiais de urânio em 5,4 milhões de toneladas em todo mundo em 
2009, sendo que 31% está na Austrália, 12% no Cazaquistão, 9% no Canadá e 9% na Rússia. 
A produção mundial subiu cerca de 50 000 toneladas em 2009 comparando com 2008, sendo 
os maiores produtores em 2009 o Cazaquistão (28%), o Canadá (20%), a Austrália (16%), a 
Namíbia (9%), a Rússia (7%), o Níger (6%) e Uzbequistão (5%). 
Palavras-chaves: tório, urânio, anionicos 
 
Abstract 
According to the literature, the thorium and uranium present in the liquor can be separated 
based on the ability of these metals to form anionic complexes, with a large number of ions in 
acidic or neutral solutions (HABASHI, 1997; LIU et al., 1998; THORNTON, 1992). 
Uranium (a homage to the planet Uranus), is a chemical element of symbol U and of atomic 
mass equal to 238 U, presents atomic number 92 (92 protons and 92 electrons), is a natural 
and common element, much more abundant than silver , abundance comparable to that of 
molybdenum and arsenic, but four times less abundant than thorium. It is a radioactive 
metallic element belonging to the actinide family. It was discovered in 1789 by German 
Martin Klaproth in Germany. Uranium is used in the war industry (atomic and secondary 
bombs for hydrogen bombs), and as fuel in nuclear power plants. The International Atomic 
Energy Agency estimated global uranium reserves at 5.4 million tonnes worldwide in 2009, 
with 31% in Australia, 12% in Kazakhstan, 9% in Canada and 9% in Russia. World 
production increased by about 50 000 tonnes in 2009 compared to 2008, with the largest 
producers in 2009 being Kazakhstan (28%), Canada (20%), Australia (16%), Namibia (9%), 
Russia (7%), Niger (6%) and Uzbekistan (5%). 
Key words: thorium, uranium, anionic 
 
 
 
Índice 
I. Introdução ........................................................................................................................... 1 
1.1. Objectivos ....................................................................................................................... 2 
Objectivo Geral ...................................................................................................................... 2 
Objectivos Especificos ........................................................................................................... 2 
1. Revisão bibliográfica .......................................................................................................... 3 
1.1. Tório ............................................................................................................................ 3 
1.2. Ocorrência e Aplicações.............................................................................................. 4 
1.3. Acção Biológica .......................................................................................................... 6 
2. Propriedades, características físicas e químicas ................................................................. 6 
3. Aplicações .......................................................................................................................... 7 
Civil e exploração espacial ..................................................................................................... 7 
4. Mineração ........................................................................................................................... 8 
Propriedades físicas do urânio................................................................................................ 9 
4.1. Separação eletromagnética .......................................................................................... 9 
4.2. Difusão ........................................................................................................................ 9 
4.3. A separação centrífuga .............................................................................................. 10 
5. O processo de enriquecimento de urânio .......................................................................... 10 
Enriquecimento .................................................................................................................... 10 
6. Processo de Obtenção de Urânio a partir de DUA e TCAU ............................................ 11 
7. Reconversão por via seca ................................................................................................. 13 
8. Geração de energia ........................................................................................................... 14 
9. A necessidade de reactores regeneradores ........................................................................ 15 
10. O sistema de dois reactores ........................................................................................... 16 
11. Comportamento do urânio e tório no meio ambiente ................................................... 16 
12. Processos de recuperação de tório, urânio a parter da monazita ................................... 18 
12.1. Abertura química do minério ................................................................................. 18 
 
 
12.2. Digestão alcalina .................................................................................................... 18 
12.3. Digestão ácida ........................................................................................................ 18 
13. Processos de separação do tório .................................................................................... 19 
14. Conclusão ...................................................................................................................... 20 
15. Referências bibliográficas ............................................................................................. 21 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
1 
 
I. Introdução 
 
O tório é um elemento químico de símbolo Th e de número atómico igual a 90, com massa 
atómica aproximada de 232,0 U. À temperatura ambiente, o tório encontra-se no estado 
sólido. Foi descoberto em 1828 por Jöns Jacob Berzelius. O tório é um elemento químico do 
grupo 3 (metais de transição) que pertence ao sétimo período da tabela periódica. 
Minério de urânio é toda concentração natural de minerais na qual o urânio ocorre em 
proporções e condições tais que permitam sua exploração econômica, dentro de um contexto 
estratégico. O urânio, cujo nome faz uma alusão ao planeta Urano, tem uma distribuição 
diversificada sobre a crosta terrestre, mas as reservas economicamente atrativas dependem do 
teor da substância presente no minério, além da disponibilidade tecnológica utilizada para a 
extração e beneficiamento.2 
 
1.1.Objectivos 
Objectivo Geral 
 Estudar os métodos de produção e obtenção do urânio e tório. 
 
Objectivos Específicos 
 Conhecer os processos de enriquecimento de urânio; 
 Conhecer as aplicações do urânio e tório. 
 Conhecer processos de extração de tório e urânio. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
3 
 
1. Revisão bibliográfica 
1.1.Tório 
O tório (Th) é um metal de transição interna (série dos actinídeos) pertencente ao grupo 3 
da tabela periódica. Possui número atómico Z = 90 (prótons e elétrons) e massa atómica 
ponderada igual a 232,0 U (particularmente, o isótopo mais estável, Th-232, é o único 
disponível na natureza e corresponde à 100% de abundância do elemento). 
O tório (Th) é um metal prateado, dúctil, com baixas propriedades de resistência mecânica e 
química (HABASHI, 1997). Ele é predominantemente encontrado no estado tetravalente, mas 
pode também apresentar as valências dois ou três. Em contacto com o ar, o tório metálico se 
oxida lentamente tornando-se cinza ou preto, até mesmo a baixa temperatura. 
Nas condições ambientes, é sólido de coloração branco-prateada brilhante (ou gradativamente 
cinza, se exposto ao ar) e levemente radioactivo (o núcleo apresenta estabilidade 
considerável, uma vez que o Th-232 possui meia-vida de mais de 14 bilhões de anos. E, ao se 
desintegrar, dá origem a um isótopo do radônio, Rn-220, ou outros isótopos, com Pb-208). 
 
Figure 1: Minério torita 
Propriedades Físico-químicas 
Símbolo: Th 
Número atómico: 90 
Massa atómica: 232,03806 U ± 0,00002 U 
Configuração electrónica: [Rn] 6d27s2 
Descobrimento: 1828 
Série química: Metal, actinídeos, Metal pesado tóxico, Elemento do 7º período 
4 
 
 
O tório apresenta baixa actividade radioactiva, ou seja, a emissão de radiação dá-se de forma 
bem discreta (isso é válido apenas para o isótopo mais estável, Th-232). Mas, mesmo assim 
oferece riscos à saúde humana por poder dar origem a outras espécies. 
 
O retículo cristalino desse metal é do tipo cúbico de faces centradas (cfc) e os átomos 
constituintes apresentam baixa eletronegatividade (1,3 na escala Pauling). O estado de 
oxidação mais comum é o +4 e é o segundo elemento da série dos actinídeos (possuindo 
relativa semelhança com todos os outros que seguem essa série) e o penúltimo elemento 
cisurânico (com número atómico menor que o do urânio), atrás apenas do protactínio. 
A densidade específica do tório vale aproximadamente 11720 Kg/m³, e os respectivos valores 
de ponto de fusão e ebulição estão por volta de 1750°C e 4788°C. É um condutor 
intermediário de calor – conduzindo 32,5% menos que o ferro, e também condutor de 
intermediário de corrente eléctrica – conduzindo 25,6% menos que o ferro. Para efeito de 
comparação, a prata, o melhor condutor de todos os metais, é cerca de 700% mais eficiente. 
1.2.Ocorrência e Aplicações 
O tório foi isolado primeiramente por BERZELIUS em 1828 do mineral silicatado torita 
(HABASHI, 1997). Embora a abundância do tório seja três a quatro vezes maior que a do 
urânio, este elemento ocorre somente em algumas regiões da crosta terrestre e em pequenas 
quantidades, sendo um constituinte traço em fósforos, óxidos simples e múltiplos e silicatos, 
bem como o elemento principal na torianita (ThO2), torita (ThSiO4), dentre outros minerais 
(IVANOVICH e HARMON, 1982). 
Sua principal fonte é a areia monazítica, na qual ele ocorre em quantidades de até 10%, como 
fosfato misturado aos fosfatos dos lantanídeos. O tório também é encontrado na uranotorita 
(um silicato misto de tório e urânio), nos minérios de Sudbury (Canadá). O tório é mais 
abundante na crosta terrestre, é um actinídeo raro. A concentração média varia entre 6 e 15 
5 
 
ppm, o que o caracteriza como 3 vezes mais abundante que o urânio. Entretanto, na Índia, 
alguns depósitos podem apresentar até 90Kg a cada tonelada de terra (90.000 ppm). 
 
Surge associado principalmente a terras-raras e urânio – sendo as maiores fontes os minérios 
monazite e torite. Além da Índia, o Brasil, Austrália, Malásia e outros selectos países 
possuem reservas identificadas. 
Desde o último século, o tório tem sido usado em uma variedade de aplicações. A aplicação 
mais importante do tório é a produção de energia atómica quer como metal, óxido, liga 
metálica ou outro composto, no processo de obtenção do 233U (CROUSE e BROWN, 1959; 
HABASHI, 1997). 
As principais aplicações do tório geralmente se enquadram no ramo de ligas metálicas, 
catálise de reacções, produção de energia (no processo de obtenção do U-233), fabricação 
dispositivos termoeléctricos (lâmpadas incandescentes, lampiões a gás, filamentos 
de tungsténio em equipamentos electrónicos) e células fotoeléctricas. 
É usado na produção de “camisas” para lâmpadas incandescentes a gás, pois quando dióxido 
de tório contendo 1% de cério é aquecido numa chama de gás, ele emite uma luz branca 
brilhante. Esse tipo de lâmpada foi por muito tempo o principal meio de iluminação artificial. 
Embora esse tipo de iluminação tenha sido substituído pelas lâmpadas eléctricas 
incandescentes e fluorescentes (excepto em lâmpadas portáteis), hoje em dia metade da 
produção de tório ainda é utilizada na fabricação dessas camisas. 
O tório natural é composto unicamente por 232Th. Esse isótopo não é físsil, mas quando 
irradiado na parte externa de um reactor nuclear transforma-se em 233U. 
 
6 
 
Tal isótopo do urânio é artificial e tem uma meia-vida de 1,6×105 anos. Esse nuclídeo é físsil. 
Como o reactor produz mais combustível nuclear do que consome, a reacção representada 
acima é a base dos “reactores regeneradores. 
O óxido de tório é ainda usado para endurecer o níquel, aplicado na indústria aeroespacial, 
em equipamento químico e em fornalhas. Quando correctamente preparado constitui um 
catalisador bastante activo para muitos processos químicos, nomeadamente no 
fraccionamento de petróleo ou na produção de ácido sulfúrico. A sua estabilidade a altas 
temperaturas permite sua utilização como revestimento de cadinhos na fundição de certos 
metais (HABASHI, 1997). 
1.3.Acção Biológica 
Mesmo que seja pouco intensa a sua actividade radioactiva, a exposição ao tório livre pode 
acarretar danos, pois na cadeia de decaimento para radônio Rn-220 e chumbo Pb-208, alguns 
de seus isótopos são muito instáveis (emitem, portanto, algum tipo de radiação ionizante). 
Caso esteja pulverizado e disperso no ar, a sua inalação aumenta o risco de contrair cânceres 
nos pulmões, pâncreas e sangue. Logo, necessita-se sempre de uma atmosfera ventilada para 
o trabalho com esse metal. Caso esteja pulverizado, ou sob forma de certas ligas, e contido 
em algum recipiente, ao entrar em contacto com o ar, pode explodir violentamente (é 
extremamente pirofórico sob estas condições). 
2. Propriedades, características físicas e químicas 
 
O Urânio é um elemento químico representado pelo símbolo U e massa atômica igual a 238. 
Existe na natureza na forma de três isótopos: U234, U235, U238. É um elemento radioativo e 
pertence ao grupo dos actinídeos. É o elemento natural de maior número atômico, superado 
apenas por, talvez, traços de netúnio e plutônio. Acredita-se que seja o produto do 
decaimento de elementos de números atômicos ainda mais elevados, que existiram em 
alguma época no Universo. Trata-se de um metal radioativo prateado, maleável, dúctil e 
menos duro do que o aço, que, quando exposto ao ar, forma em sua superfície uma camada de 
óxido. O Urânio é considerado mais abundante que o mercúrio, o antimônio, a prata e o 
cádmio e tão abundante quanto o molibdênioe o arsênio. Ocorre em diversos minerais como 
uraninita (uranato complexo de uranilo e chumbo, e que pode conter lantânio, tório, ítrio. 
7 
 
Também chamada pechblenda, do inglês pitchblende), carnotita (uranovanadato de potássio e 
sódio), autunita 
(fosfato de urânio e cálcio hidratado), torbernita (fosfato de urânio e cobre hidratado), 
zeunerita (arseniato de cobre e urânio hidratado). Também encontrado em rochas com 
fosfatos, na linhita (carvão fóssil, estágio intermediário entre a turfa e o carvão betuminoso) e 
em areais com monazita (fosfato de cério, lantânio, praseodímio, neodímio, com óxido de tório). 
3. Aplicações 
Civil e exploração espacial 
Antes do advento da energia nuclear, o urânio tinha um leque de aplicações muito reduzido. 
Era utilizado em fotografia e nas indústrias de cabedal (fabricação de peças de couro e sola) e 
de madeira. Os seus compostos usavam-se como corantes e mordentes (fixadores de cor) para 
a seda e a lã. 
No entanto, a aplicação mais importante do urânio é a energética. Com este fim, utilizam-se 
apenas três isótopos do elemento (U-234, U-235 e U-238), com mecanismos de reacção 
ligeiramente diferentes, embora o mais utilizado seja o U-235. Na produção de energia 
nuclear há uma reacção de fissão auto-sustentada, que ocorre em um reactor, normalmente 
imerso num tanque com uma substância moderadora e refrigerante - água. A água é aquecida 
e vaporizada pelo reactor, passando em seguida por turbinas que accionam geradores, para 
assim produzir energia eléctrica. 
O U-238 quando bombardeado por um deuterio se torna Pu-238 através de uma série de 
decaimentos betas, emissões de neutrões tendo vários átomos intermediários como o U-239 e 
Np-239. O plutônio-238 foi sintetizado por Glenn Seaborg e colaboradores em 1941 pelo 
bombardeio de núcleos de urânio-238 por deuterio, produzindo Np-238 que sofre um 
decaimento beta negativo tendo como resultado final um átomo de Pu-238, sendo esta a 
primeira amostra de plutónio artificial do mundo. 
Estes reactores nucleares de fissão e decaimento radioactivo podem ser bastante compactos, 
sendo utilizados na propulsão de submarinos, navios de guerra e em algumas sondas espaciais 
como as dos programas das sondas Cassini-Huygens, Voyager e Pioneer. 
 
 
8 
 
Outros usos do urânio incluem: 
 Isótopos de urânio podem ser empregados na radioterapia, dentro da medicina 
nuclear, apesar de dar preferência a radioisótopos de outros elementos. 
 A datação de rochas ígneas, e outras formas de datação, através da quantidade de 
uranio-238 que estas contem, sendo que a meia-vida do U-238 é de 4,5 bilhões de 
anos, uma rocha que tem menos urânio que outra é mais antiga que outra com maior 
quantidade deste elemento. 
 O nitrato de urânio é usado na fotografia. 
 Na química o urânio é utilizado como catalisador em muitas reacções químicas. 
 Fertilizantes a base de fosfatos têm taxas altas de urânio. 
4. Mineração 
 
O urânio é um elemento amplamente distribuído na crosta terrestre. Seu uso principal é como 
combustível para reatores de energia nuclear. Como ponto de referência em 2008, 64% da 
produção de eletricidade em todo o mundo veio a partir de combustíveis fósseis, 16% de 
fissão nuclear, com 19% de hidrelétricas e apenas 1% de outras fontes renováveis (WORLD 
NUCLEAR ASSOCIATION, 2002). Naturalmente o urânio é composto aproximadamente 
por 99,3% de U238, 0,7% de U235 e traços de U234. O U235 é o isótopo físsil do urânio, ou 
seja, seus núcleos têm uma elevada probabilidade de sofrer fissão após a captura de um 
nêutron térmico. Para o urânio que foi retirado do solo ser usado, deve ser extraído do 
minério e transformado em um composto que possa ser utilizado nas etapas posteriores do 
beneficiamento do combustível nuclear. 
 
Figure 2: Processo de Concentração de Urânio 
 
9 
 
Propriedades físicas do urânio 
Muito pesado e denso, branco prateado com brilho metálico brilhante. Em sua forma pura é 
um pouco mais suave do que o aço, dúctil, flexível, tem uma pequena propriedade 
paramagnética. O urânio têm três formas alotrópicas: alfa, prismáticos, estáveis até 667,7 °C, 
beta, quadrado, estável de 667,7 °C a 774,8 °C, Gama, com um corpo centrado e estrutura 
cúbica, 774, 8 °C é ponto de fusão da forma alotrópica gama: 
𝛼 (ortorrômbica) estável até ±660 °C 
β (tetragonal) estável a partir de ±660 °C a ±760 °C 
γ (corpo centrado cúbico) de ponto de fusão de ±760 °C, é o estado mais maleável e dúctil. 
4.1.Separação eletromagnética 
O equipamento técnico para a separação eletromagnética é chamado Calutron e é na verdade 
uma versão ampliada do espectrômetro de massa. Ele separa os ions carregados eletricamente 
utilizando de um extenso campo magnético. O produto proporciona excelente capacidade de 
separação, mas sua eficácia prática é muito baixa. Ele é capaz de trabalhar apenas com baixas 
concentrações de íons muito divididos, que é ainda uma parcela considerável está perdido 
dentro de um bloco de divisão. Resultado, o consumo de energia necessária para produzir 
uma unidade quantidade de urânio enriquecido, maior do que a separação técnicas menos 
eficientes, mas mostram uma redução dos custos de energia. 
4.2.Difusão 
Diferentes coeficientes de difusão de gases são frequentemente usados para separar 
moléculas com diferentes massas de forma significativa. No caso de separação de compostos 
gasosos, como a diferença de massa entre U-238 e U-235 é de apenas três neutros, a diferença 
de massa entre as duas moléculas é também muito pequena e para obter um alto grau de 
separação é necessário repetir este procedimento por milhares de vezes. Utilizar o dispositivo 
inclui uma cascata de centenas de graus de separação, onde em cada uma delas dividida pelo 
gás através de uma barreira porosa, o que atrasa a moléculas mais leves e mais pesados de 
avançar nas cascatas um pouco mais rápido. Esta técnica foi utilizada para a preparação de 
material físsil para produzir urânio para bombas atómicas em primeiro lugar nos EUA. Da 
mesma forma, você também pode usar a diferença de coeficientes de difusão de moléculas 
dissolvidas no líquido. Aplicam-se aqui uma dependência similar como a difusão de gases e 
um grande problema económico para a separação de urânio no presente caso é extremamente 
intensiva de energia, porque a tecnologia foi projectado para ser operado a temperaturas 
relativamente elevadas, nesta forma de separação o hexaflureto de urânio (UF6) é utilizado. 
 
 
10 
 
4.3.A separação centrífuga 
A centrífuga de alta velocidade é capaz dividir a massa de moléculas baseadas em diferenças 
de momento angular de partículas em movimento. Este sistema funciona de forma bastante 
eficiente, mesmo para partículas relativamente grandes, com apenas ligeiras diferenças entre 
os materiais e sua eficácia depende principalmente da velocidade de rotação da centrífuga. 
Para separar isótopos de urânio, o sistema se desenvolveu nos anos 70 do século XX e é hoje 
uma importante fonte industrial de urânio enriquecido. Antes as máquinas geralmente usavam 
lâminas de aço, atingindo velocidades de cerca de 330 m/s (quase a velocidade do som), 
atualmente utiliza-se materiais de fibra de carbono chegando a 600 m/s (velocidade 
supersônica), a possibilidade teórica de usar as propriedades de Kevlar fornece o contexto 
para chegar a 1100 m/s (aproximadamente 3 500 quilômetros por hora). Para a produção de 
material físsil de qualidade ainda é necessário o uso de centrífugas de cascata com processos 
repetidos várias centenas de milhares de vezes, mas a energia necessária ao processo é 
significativamente menor do que a separação de difusão dos isótopos. 
5. O processo de enriquecimentode urânio 
Enriquecimento 
O enriquecimento do urânio é uma das fases fundamentais no processo de beneficiamento. 
Dos três isótopos encontrados na natureza, temos as seguintes concentrações: 99,284% de 
U238, 0,711% de U235 e 0,0054% de U234. Porém, apenas o U235 pode ser usado como 
combustível nuclear nos reatores, pois possui a propriedade de fissionar-se ao colidir com 
nêutrons energéticos. Justifica-se então o termo enriquecimento, ou seja, a quantidade de 
isótopos de urânio físsil deve ser separada das demais, aumentando assim sua concentração 
para que possa ser utilizado como combustível. 
 
Figure 3: Esquema de Enriquecimento de Urânio 
11 
 
6. Processo de Obtenção de Urânio a partir de DUA e TCAU 
 
Reconversão por via húmida: a redução do DUA para a obtenção do UO2 foi o primeiro a ser 
desenvolvido em escala industrial. O DUA pode ser obtido a partir do UF6 ou de uma 
solução de nitrato de uranilo UO2(NO3)2. Quando se utiliza UF6, este é hidrolisado reagindo 
com amónia, obtendo-se o DUA. A reacção ocorre da seguinte forma: 
2UF6(g) + 7H2O(l) + 14NH3(g) → (NH4)2U2O7(s) + 12NH4F(l) (1) (DUA) 
No caso de ser utilizada a solução de nitrato de uranilo UO2(NO3)2 a reação ocorre segundo 
a equação: 
2UO2(NO3)QA2(l) + 6NH3(g) + 3H2O(l) → (NH4)2U2O7(s) + 4NH4NO3(l) (2) (DUA) 
 
Figure 4: Processo de obtenção do pó UO2 a partir do DUA 
O composto é seco e tratado com vapor e hidrogénio num forno para reduzir o DUA a UO2 e, 
desta maneira, diminuir o teor de fluoreto para níveis desejáveis quando o DUA for obtido a 
partir do UF6. Após a redução ocorre a etapa de passivação, que consiste na oxidação 
controlada do pó de UO2. O produto resultante é um óxido não estequiométrico. Ainda no 
processo de obtenção do UO2 por via húmida, existe a possibilidade de reduzir o 
Tricarbonato de Amónio e Uranilo (TCAU). Esse método foi desenvolvido pela NUKEN na 
República Federal da Alemanha com a finalidade de reduzir o número de etapas do processo 
DUA e obter um precipitado com um teor de flúor mais baixo. A primeira etapa consiste da 
evaporação do UF6. O recipiente de UF6 é aquecido e o gás transferido para um tanque de 
precipitação que contém água desmineralizada. Na etapa seguinte o TCAU (NH4)4 
UO2(CO3)3 é precipitado através da adição de gases CO2 e NH3, adicionados 
cuidadosamente ao tanque em quantidades controladas. A reacção ocorre segundo a equação: 
UF6(g) + 5H2O(l) + 10H3N(g) + 3CO2(g) → (NH4)4 (UO2(CO3)3)(s) + 6NH4F(l)(3) 
12 
 
(TCAU) Como se pode também utilizar a solução de nitrato de uranilo (NU) como material 
de alimentação, em vez do UF6, a reacção neste caso passa a ser: 
UO2(NO3)2 + 6NH3(g) + 3H2O → (NH4)4 ((UO2) (CO3)3(g)) + 2NH4 NO3 (4) (TCAU) 
O TCAU precipita-se na forma de monocristais amarelos. O tamanho das partículas do 
precipitado depende dos parâmetros de precipitação, tais como, pH, temperatura e vazão do 
UF6. 
Processo de obtenção do pó de UO2 a partir do TCAU. Após a precipitação do TCAU, a 
suspensão é bombeada para um filtro a vácuo e sucessivamente lavada com uma solução de 
bicarbonato de amónio e etanol. Segundo (SANTOS. 2008. Pág. 11) o TCAU é reduzido num 
forno tubular com atmosfera de H2 / H2Ovapor numa temperatura de 650°C onde ocorre sua 
decomposição e subsequente redução que acontece segundo a equação: 
(NH4)4 (UO2(CO3)3)(s) + H2(g) → UO2(s) + 4NH3(g) + 3CO2(g) + 3H2O(g) (5) A etapa 
seguinte consta da estabilização do pó de UO2 que é realizada de maneira controlada, através 
de uma oxidação para se obter uma relação O/U (Oxigénio/Urânio). O pó de UO2 
proveniente do TCAU possui as propriedades desejadas, ou seja, baixo teor de flúor, boa 
estabilidade e alta superfície específica, esta responsável pela alta sinterabilidade do material. 
 
Figure 5: Processo de obtenção do pó UO2 a partir do TCAU 
 Este é o processo desenvolvido pela INB (Indústrias Nucleares do Brasil) nas usinas de 
Angra I e II. Diagrama do hexafluoreto de urânio (UF6) sendo transformado em dióxido de 
urânio (UO2). 
13 
 
 
7. Reconversão por via seca 
Durante os últimos anos dois processos diferentes por via seca têm sido desenvolvidos, o do 
leito fluidizado e o do forno rotativo IDR (Integrated Dry Route). A primeira etapa da 
reacção de conversão por Leito Fluidizado consiste na hidrólise do UF6 e é realizada pela 
combinação do UF6 (algumas vezes diluído em nitrogénio) com vapor super aquecido (650° 
C) produzindo fluoreto de uranilo (UO2F2). Em seguida, este é reduzido, por reacção com 
H2, a UO2, que é o óxido estável nesta reacção. 
UF6(g) + 2H2O(g) + H2O(g) → UO2(s) + 6HF6(g) (6) 
 
Figure 6: Processo de obtenção de UO2 por via seca em forno de leito fluidizado 
 
Processo de obtenção de UO2 por via seca em forno de leito fluidizado. O processo de 
reconversão por via seca em forno rotativo possui as mesmas reações que ocorrem no forno 
de leito fluidizado. Processo de obtenção de uo2 por Via seca em forno rotativo. Os processos 
de reconversão por via seca têm um custo operacional mais baixo do que os do processo por 
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via húmida. A reconversão por via húmida necessita o tratamento dos rejeitos líquidos 
gerados 
 
Figure 7: Processo de obtenção de UO2 por via seca em forno rotativo 
8. Geração de energia 
Encerrada a primeira parte do beneficamente do combustível nuclear com a produção de 
pastilhas, parte-se então para o estudo de todo o processo que o urânio irá passar ao entrar na 
usina nuclear no qual será extraída e convertida a energia que possui em suas ligações 
nucleares. Far-se-á todo um estudo do comportamento atómico a fim de que se entenda como 
se procede a geração de energia através das fissões nucleares. 
 Funcionamento da usina nuclear A energia eléctrica no mundo está distribuída em função de 
sua forma de geração, conforme demonstra a figura 13. Embora as usinas nucleoeléctricas de 
Angra I e II colaborem com pouco mais de 3% do total da energia eléctrica produzida no 
Brasil, no restante do mundo esse percentual chega a marca de 16%, com grande contribuição 
do Japão, Estados Unidos e principalmente França. 
Distribuição da energia eléctrica em função de sua forma de geração. Fonte: AIEA A usina 
nuclear difere da térmica convencional basicamente quanto à fonte de calor. Enquanto em 
uma térmica convencional queima-se óleo, carvão ou gás na caldeira, em uma usina nuclear 
usa-se o potencial energético da fissão do urânio para aquecer a água que circula no interior 
do reactor. O princípio de funcionamento dessas usinas se baseia no resfriamento do núcleo 
do reactor através de um circuito fechado de água de alta pressão chamado circuito primário. 
A água aquecida sob alta pressão do circuito primário passa por um trocador de calor 
(gerador de vapor) onde aquece e transforma em vapor a água do circuito secundário. Esse 
vapor movimenta uma turbina que acciona um gerador eléctrico. A condensação do vapor 
que trabalha na turbina se faz num trocador de calor (condensador) que é resfriado por outro 
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circuito dotado de uma torre de refrigeração. A energia gerada chega aos consumidores finais 
através de redes de distribuição. 
 
Figure 8: Esquema de funcionamento de uma usina que utiliza reactor PWR 
 
9. A necessidade de reactores regeneradores 
 
A maior parte desses recursos são na forma de tório, que necessita prévia conversão a U233 
para que possa entrar em reacção em cadeia, o emprego de reactores regeneradores será 
necessário para que se possa utilizar esse material. O urânio natural, em certas condições 
particulares, pode admitir uma reacção em cadeia auto-suportada, mas o tório, considerado 
isoladamente, somente tem uma influência de atenuação nas reacções emcadeia que ocorram 
num reactor no qual esteja presente. De forma análoga, a utilização prática de mais de 99% 
dos recursos mundiais de urânio exigem que em primeiro lugar seja transmutado em plutónio. 
Quando considerada apenas do ponto de vista de U233, a reserva de combustível nuclear do 
Brasil é reduzida de um factor superior a 1.000. 
A utilização de tório como material fértil depende da absorção de neutrons para causar sua 
transformação em U233 físsil: 
 
O excesso de neutrons produzidos além dos necessários para propagar a reacção em cadeia é 
absorvido tanto pelo tório como pelos outros materiais presentes no reactor. Em um reactor 
16 
 
construído para a conversão há necessidade de reduzir-se ao mínimo o material estrutural e de 
revestimento do elemento combustível. Além disso é ainda menos razoável se procurar 
confinar os venenos de fissão no caroço. Se puder eliminar o revestimento do combustível e 
retirar os produtos de fissão logo depois de se formarem, ter-se-á conseguido um grande 
passo para a regeneração de U233 numa base prática. 
10. O sistema de dois reactores 
 
Se dispuser tanto de Th como de U, a utilização ideal exigirá provavelmente, dois reactores 
diferentes associados. Por enquanto, tratar-se-ão tais conjuntos de uma maneira algo 
simplificada. 
O primeiro reactor deve ser um reactor rápido, alimentado por plutónio e produzindo U233 em 
uma zona fértil de tório ("thorium blanket"). Já que o plutónio produz número de neutrons 
maior na fissão rápida do que na fissão térmica, maior número de neutrons existirá por grama 
de plutónio, ou por megawatt-dia. Além disso, há vantagem suplementar, resultante do fato 
de que a secção de absorção do Th para neutrons não diminui tão rapidamente com a energia 
dos neutrons como acontece com a maioria dos elementos, inclusive os produtos de fissão. 
Em resumo, em reactor deste tipo, produz-se maior número de neutrons, dos quais uma maior 
fracção pode ser utilizada para a regeneração. 
O segundo tipo de reactor a ser utilizado em associação com o primeiro, pode ser um reactor 
mais convencional, queimando U233 produzindo plutónio a partir de uma zona fértil de urânio 
natural. Esse par de reactores pode assim gerar energia utilizável, empregando somente 
urânio natural e tório como fontes de combustível, com possibilidades adicionais pela 
recirculação de material fértil. 
11. Comportamento do urânio e tório no meio ambiente 
 
O urânio e tório são elementos que fazem parte da série dos actinídeos, e diferentemente dos 
demais elementos da série podem ser encontrados e extraídos em grandes quantidades na 
natureza. O estudo minucioso da química do urânio início após a descoberta de sua fissão em 
1939, tornando-o mais importante combustível nuclear. Seus mineiros se apresentam em 
forma de óxidos e vanadatos, sendo mais abundante que alguns elementos de uso comum, 
como prata e o cádmio. O urânio natural apresenta três isótopos: 99,3% de 238U, 0,7% de 235U 
17 
 
e traços de 234U, sendo o 235U o de maior importância para produção de combustível nuclear. 
O urânio apresenta os estados de oxidação 2+, 3+, 4+, 5+ e 6+, sendo os estados de oxidação 
4+ e 6+ os que mais aparecem na natureza. É um metal muito reactivo que se dissolve em 
ácidos, e reage com oxigénio, halogéneos e hidrogénio e outros elementos (Lee, 1980). 
Seu comportamento geoquímico apresenta características diferentes dos outros metais. O 
urânio é altamente solúvel em ácidos fortes e em águas oxidantes contendo resíduos ácidos de 
processos de mineração. Nestas condições, o urânio encontra-se em solução como cátion 
UO2
2+, onde o urânio apresenta o estado de oxidação 6+, e em pequenas porções na forma do 
cátion UO2F
+. Já quando o meio apresenta condições solúvel UO2(CO3)2
2-. Quando as 
condições do meio são redutoras, formam-se o óxido insolúvel UO2, compostos de urânio no 
estado de oxidação 4+, e diversos outros óxidos, como U3O8. A redução do U
6+ a U4+ ocorre 
pela acção de bactérias redutoras de sulfatos e de ferro, sendo que este processo ocorre, 
geralmente, em sedimentos anóxicos (De Vos at. Al, 2006). 
O Tório é utilizado na indústria, na forma de dióxido de tório, ThO2, na fabricação de 
camisas incandescentes de lâmpadas a gás. Naturalmente, apresenta apenas o isótopo 232Th, 
que embora não seja fissionável pode ser submetido a uma reacção (n, 𝛾) para alimentar 
reatores do tipo breeder. O ThO2 é praticamente inerte a qualquer reagente, dissolvendo-se 
apenas numa mistura de HNO3 e HF. O tório é encontrado na natureza no estado de oxidação 
4+. O íon Th4+ pode ser encontrado tanto no estado sólido como em solução (Lee, 1980). 
Do ponto de vista da geoquímica, o tório apresenta comportamento semelhante ao urânio, 
podendo substituir elementos terras-raras em alguns minerais, assim com se associar à apatita 
e ao esfeno (Kabata-Pendias, 2000). 
A mobilidade do tório é dependente da formação do Th4+, pois a solubilidade deste cátion, 
numa faixa de pH dos solos, é responsável por seu deslocamento. Assim como o urânio, a 
solubilidade do tório aumenta quando na presença de ácidos orgânicos, contudo sua 
mobilidade é prejudicada devido à sua precipitação, por exemplo, na forma de fosfatos e 
óxidos, assim como também pela sua absorção pela fracção de argila e matéria orgânica 
presente no solo. Nas condições ambientais, o tório apresenta baixa mobilidade, pois o ThO2 
é muito estável e pouco solúvel. 
 
18 
 
12. Processos de recuperação de tório, urânio a parter da monazita 
12.1. Abertura química do minério 
Após a obtenção do concentrado de monazita ele é submetido a abertura química, que pode 
ser conduzida via digestão ácida ou alcalina (CROUSE e BROWN, 1959; HABASHI, 1997). 
12.2. Digestão alcalina 
O tratamento com solução de hidróxido de sódio é limitado por uma serie de factores. Se a 
temperatura está muito alta, dificilmente é formado o óxido de tório solúvel, ao contrário do 
urânio onde grande parte aparece no filtrado (HABASHI, 1997; THOMPSON, 1980). Se as 
concentrações alcalinas são muito baixas, o processo de dissolução é muito lento. Contudo, 
essas condições de reacção requerem uma granulometria muito fina (menor que 45µm) para 
garantir uma reacção adequada (ABDEL-REHIM, 2002). Após a digestão, a mistura de 
hidróxidos de terras raras, tório e urânio é processada para recuperação dos metais por vários 
métodos como, precipitação, extracção por solventes, etc (GUPTA e KRISHNAMURTHY, 
1992; THOMPSON, 1980). 
12.3. Digestão ácida 
A digestão com ácido sulfúrico, normalmente é realizada em dois estágios, utilizando ácido a 
93%, temperatura de 210-230oC e dissolução do sulfato de terras raras mediante adição de 
água (VIJAYALAKSHMI e tal, 2001). Esse método depende do tamanho do grão da areia 
monazítica, da razão ácido/mineral, da temperatura e da concentração do ácido, onde o tório 
ou as terras raras podem ser solubilizados selectivamente, ou os dois podem ser totalmente 
subutilizados, para posterior remoção dos metais (GUPTA e KRISHNAMURTHY, 1992). 
Visto que a reacção é fortemente exotérmica, existe um limite para adição de monazita ao 
ácido, porém abaixo de 200oC a reacção se processa muito lentamente (HABASHI, 1997; 
THOMPSON, 1980). 
Após a reacção processada a mistura é resfriada a 70oC e diluída insolúvel precipita 
rapidamente devido a alta densidade (HABASHI, 1997). 
 
 
 
19 
 
13. Processos de separação do tório 
 
O tório forma complexos aniônicos com um grande número de íons em soluções ácidas ou 
neutras (CO3
2-, C2O4
2-, SO4
2-, HSO4
-, PO4
2-, citrato e nitrato). Alguns sais de tório têm 
solubilidade muito baixa em ácidos (iodatos, peróxidos, oxalatos,fluoretos, fosfatos, 
complexos sulfofosfatos, ferrocianetos e sais duplos de sulfatos de potássio e tório), esses são 
usados industrialmente para separar o tório (LIU e tal, 1997; METAXAS e tal, 2002). 
Uma das técnicas de separação do tório das terras raras é baseada no fato de que o tório é 
quase completamente precipitado como fosfato a valores de pH de 1,3 enquanto a maior parte 
das terras raras é precipitada depois a um pH de 2,0. 
Se a solução contém elevado teor de urânio, a precipitação simultânea do tório e terras raras 
por ácido oxálico pode ser usada, mas esse é um método de separação muito caro 
(CARAMELLA et al, 1999; HABASHI, 1997). 
 
Figure 9: Digestão com ácido sulfúrico e concentração de tório (HABASHI, 1997) 
Habashi (1997) descreve que os processos de separação, consideram de grande importância o 
fato dos nitro complexos de tório formarem complexos com o tributilfosfato e outros 
organofosfatos que são solúveis em solventes orgânicos, bem como dos sulfatos complexos 
formarem complexos organometálicos com aminas conforme a equação que são usados na 
separação do tório das terras raras. 
 
 
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14. Conclusão 
 
Com base nas pesquisas e leitura, foi feita este trabalho onde o urânio tal como a maioria de 
minerais são extraídos do subsolo e processados por usadas equipadas para o efeito. O urânio 
na sua ocorrência natural, não é tão perigoso como se pode pensar, porem quando 
concentrado ou enriquecido ganha propriedades energéticas muito a cima da media podendo 
criar danos avultados nos humanos. 
Neste estudo, verifica-se que a tecnologia a aplicar ao efluente resultante da produção de 
urânio, quer numa fase de exploração do minério, quer na fase de produção do elemento 
comercial, assim como na recuperação de áreas mineiras abandonadas, depende muito das 
suas características. 
Todo o procedimento, em todas as análises feitas, foi controlado com traçador Th-234» para 
verificar possíveis perdas de tório, com esse controle foi constatada uma recuperação final de 
tório. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
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15. Referências bibliográficas 
 
 http://nautilus.fis.uc.pt/st2.5/scenes-p/elem/e09040.html (acesso em 05/06/2011) 
 http://www.tabela.oxigenio.com/actinidios/elemento_quimico_torio.htm (acesso em 
05/06/2011) 
 PARKER, H. M. e McEWEN, L. H. — "Progress in Plutonium Recycle Research 
anã Development", HW-66.119 (15 outubro 1959). Veja também "Plutonium Recycle 
Program Annual Reports, FY 1959 and FY 1960", HW-62.000 e HW-67.000. 
 HABASHI, A. M. Handbook of Extractive Metallurgy. Wiley. VCH, p 1649 – 1684, 
1997.