BỘ KHAO HỌC VÀ CÔNG NGHỆ
VIỆN CÔNG NGHỆ XẠ HIẾM

BÁO CÁO TỔNG KẾT ĐỀ TÀI CẤP BỘ

NGHIÊN CỨU XÂY DỰNG QUY TRÌNH CÔNG NGHỆ
XỬ LÝ CHẤT THẢI PHÓNG XẠ CỦA QUÁ TRÌNH
THUỶ LUYỆN QUẶNG URAN
Chủ nhiệm đề tài: VŨ HƯNG TRIỆU

7303
20/4/2009
HÀ NỘI - 2009


những ngời thực hiện đề tài

1. Vũ Hng Triệu

KSC

Trung tâm xử lý chất thải
phóng xạ và môi trờng

2. Nguyễn Đức Thành

CN, NCV

nt

3. Vũ Thanh Quang


CN, NCV

nt

9. Lê Xuân Hữu

CN, NCV

nt

10. Vơng Hữu Anh

CĐ, KTV

1

nt


Mục lục
Thứ tự

I.
II.
II.1
II.1.1
II.1.2
II.1.3.
II.1.4.

Xử lý khí thải phóng xạ
Xử lý chất thải rắn phóng xạ
Hệ thống xử lý thải lỏng phóng xạ
Lu giữ và chôn cất các chất thải phóng xạ
Phơng pháp xử lý chất thải rắn và lỏng từ quá trình khai thác
và chế biến quặng uran
Phần thực nghiệm
Đặt vấn đề của đề tài
Nhận xét chung về chất thải của quá trình thuỷ luyện quặng
uran
Mục tiêu của đề tài
Nội dung nghiên cứu
Xác định đặc tính nguồn chất thải từ quá trình thuỷ luyện bằng
phơng pháp hoà tách đống
Khảo sát thử nghiệm công nghệ, xây dựng quy trình xử lý nớc
thải phóng xạ từ quá trình thuỷ luyện quặng uran bằng phơng
pháp kết tủa.
Nghiên cứu tách Ra từ nớc thải của quá trình thu hồi uran
Tách Ra bằng phơng pháp kết tủa cộng kết với BaCl2
Tách Ra bằng phơng pháp sử dụng Mn(OH)2

2

Trang
01
02
04
05
06
07

VIII.
VIII.1.
VIII.2.
VIII.3.
VIII.4.
IX.
IX.1.
IX.2.
IX.3.

Nghiên cứu quy trình tách thori ra khỏi nớc thải phóng xạ từ
quá trình thu hồi uran
Nghiên cứu quy trình tách thori từ nớc thải phóng xạ bằng
phơng pháp trao đổi ion.
Nghiên cứu quy trình tách thori từ nớc thải phóng xạ bằng
phơng pháp kết tủa cộng kết Na2S.
Nghiên cứu quá trình ổn định hoá chất thải rắn sau khi hoà tách
quặng để thu hồi uran.
Nghiên cứu ổn định hoá bã thải từ quá trình hoà tách thấm
quặng uran
Nghiên cứu ổn định hoá bã thải từ quá trình hoà tách bằng
phơng pháp trộn ủ và rửa.
Kết quả và thảo luận
Nghiên cứu xây dựng quy trình công nghệ xử lý bã thải rắn
(bùn lắng gạn) sau kết tủa chứa rađi.
Nghiên cứu tỷ lệ bã thải với xi măng trong quá trình xi măng
hoá
Nghiên cứu tỷ lệ cát vàng đa vào trong quá trình xi măng hoá
Nghiên cứu ảnh hởng sự phát tán các đồng vị phóng xạ trong
nớc của khối bã thải chứa rađi đã xi măng hoá

51
52
52
53
54
54
56
56
62
63


các từ viết tắt, ký hiệu
dùng trong báo cáo
Ký hiệu, từ viết tắt
EW

Giải nghĩa
Chất thải mức miễn trừ

LILW

Chất thải có hoạt độ mức thấp và trung bình

HLW

Chất thải có hoạt độ mức cao

ICRP


phóng xạ dạng rắn và lỏng có chứa uran, thori, rađi và một số kim loại nặng
trong quá trình thuỷ luyện quặng uran. Đề xuất phơng pháp quản lý bã thải
phóng xạ và bảo quản cất giữ an toàn.
Trên cơ sở lý thuyết và các tài liệu đã đợc công bố về quản lý chất thải
phóng xạ của Cơ quan năng lợng nguyên tử quốc tế và trong nớc đồng thời trên
cơ sở kết quả thực nghiệm đã xây dựng đợc các quy trình công nghệ xử lý chất
thải phóng xạ của quá trình thuỷ luyện quặng uran nh sau:
- Quy trình công nghệ tách rađi từ nớc thải phóng xạ;
- Quy trình công nghệ tách thori từ nớc thải phóng xạ;
- Quy trình công nghệ xi măng hoá bã thải phóng xạ chứa Ra;
- Quy trình công nghệ ổn định hoá chất thải rắn (bã thải) của quá trình
thuỷ luyện quặng uran.
Đề tài đã thiết kế và chế tạo đợc thiết bị kết tủa và thiết bị trao đổi ion
phù hợp bổ sung cho xởng xử lý chất thải phóng xạ của Viện.

5


Abstract
The hydrometalurgical technology of uranium ores has generated low level
solid and liquid radioactive wastes which required of treatment before
discharged into environment. This wastes contain mainly low level radioactive
wastes. The objective of present studies is to research and setting-up a suitable
technology for treatment of radioactive wastes contained uranium, thorium,
radium and some heavy metals from the hydrometalurgical technology of
uranium ores. Proposals on method of safety management and storage of
radioactive wastes.
Based on theory, pulished documents on radioactive management of IAEA,
Viet nam and experimental results obtained, the technology for treatment of
radioactive wastes from the hydrometalurgical technology of uranium ores was

Từ trớc tới nay các cơ sở nghiên cứu công nghệ chế biến quặng phóng xạ
và quặng nguyên tố hiếm đều sinh ra chất thải phóng xạ dạng lỏng và dạng rắn.
Chúng ta mới chỉ quan tâm tới việc thu gom cất giữ tạm thời trong các bể xi
măng, cha xây dựng đợc các quy trình công nghệ xử lý chất thải phóng xạ áp
dụng cho các cơ sở nghiên cứu và sản xuất công nghiệp. Hiện tại Viện Công
nghệ xạ hiếm có nhiệm vụ nghiên cứu chế biến quặng uran bằng phơng pháp
hoà tách thấm. Trong quá trình nghiên cứu chế biến quặng để thu hồi uran chắc
chắn sinh ra một lợng bã thải phóng xạ dạng rắn và dạng lỏng cần đợc xử lý
đảm bảo an toàn môi trờng.
Hiện tại Viện Công nghệ xạ hiếm đã xây dựng một khu vực riêng để thực
hiện công nghệ xử lý chất thải phóng xạ và kho cất giữ tạm thời. Để đảm bảo an
toàn phóng xạ cho khu vực xung quanh nơi cất giữ theo tiêu chuẩn Việt nam và
thế giới Viện đã giao cho nhóm đề tài thực hiện đề tài Nghiên cứu xây dựng quy
trình công nghệ xử lý chất thải phóng xạ của quá trình thuỷ luyện quặng uran
với mục tiêu:
- Nghiên cứu xây dựng quy trình công nghệ xử lý nớc thải phóng xạ trong
quá trình thu hồi uran;
7


- Nghiên cứu xây dựng quy trình công nghệ xử lý chất thải rắn phóng xạ
trong quá trình xử lý quặng uran;
- Thiết kế chế tạo thiết bị kết tủa xử lý nớc thải phóng xạ sử dụng trong
khu xử lý thải xạ;
- Thiết kế chế tạo thiết bị trao đổi ion xử lý nớc thải phóng xạ sử dụng
trong khu xử lý thải xạ;
- Bổ sung một số thiết bị cho phòng thí nghiệm và đào tạo cán bộ quản lý
và xử lý chất thải phóng xạ.

8

ở hình 2

9


Quặng
Tiền xử lý
Chuẩn bị quặng

Hoà tách

Phân chia rắn lỏng

Bã quặng

Làm giàu, làm sạch dung dịch

Kết tủa

Uran kỹ thuật

Hình 1- Sơ đồ tổng quát quá trình thuỷ luyện quặng urani

10


Quặng cát kết

Đập
H2SO4


Sản phẩm uran kỹ thuật

Hình. 2- Sơ đồ thuỷ luyện quặng urani bằng phơng pháp hoà tách đống

11


II. Các phơng pháp xử lý chất thải phóng xạ trong quá trình khai thác, xử
lý quặng urani
II.1 Các phơng pháp chung
II.1.1 Định nghĩa chất thải phóng xạ
Theo định nghĩa của Cơ quan năng lợng nguyên tử Quốc tế (IAEA), chất
thải phóng xạ là: mọi vật liệu có chứa hoặc bị ô nhiễm bởi các nhân phóng xạ ở
hàm lợng hoặc mức phóng xạ lớn hơn mức miễm trừ đợc quy định bởi các cơ
quan có thẩm quyền và không còn sử dụng đợc nữa.
II.1.2 Phân loại các chất thải phóng xạ
Chất thải phóng xạ có thể đợc phân loại theo các cách chủ yếu nh sau:
- Phân loại theo mức độ phóng xạ
+ Chất thải phóng xạ miễn trừ: nếu tổng hoạt độ phóng xạ và hoạt độ phóng xạ
riêng của nó ở dới mức miễn trừ ( mức phóng xạ bằng hoặc nhỏ hơn mức miễn
trừ để có thể gây nên liều bức xạ dân chúng hàng năm nhỏ hơn 0,01 mSv.
+ Chất thải phóng xạ mức thấp: nếu tổng hoạt độ phóng xạ và hoạt độ
phóng xạ riêng của nó lớn hơn mức miẽn trừ, suất liều bức xạ đo tại điểm tiếp
xúc với chất thải nguyên thuỷ nhỏ hơn 2 mSv/h và năng lợng nhiệt giải phóng
trong khối thải nhỏ hơn 2 kwh/m3.
+ Chất thải phóng xạ mức trung bình: nếu suất liều bức xạ đo tại điểm tiếp
xúc với chất thải nguyên thuỷ lớn hơn 2 mSv/h và năng lợng nhiệt giải phóng
trong khối thải nhỏ hơn 2 kwh/m3.
+ Chất thải phóng xạ mức độ cao: nếu suất liều bức xạ đo tại điểm tiếp xúc

tâm hàng đầu của mọi quốc gia có nền công nghiệp hạt nhân cũng nh các quốc
gia có những ứng dụng kỹ thuật hạt nhân trong công nghiệp, nông nghiệp, y học
và trong nhiều lĩnh vực khác của cuộc sống.
Quản lý chất thải phóng xạ đợc tiến hành theo quy trình sau:
- Thu gom chất thải, phân loại và lu giữ tạm thời
- Vận chuyển
- Xử lý chất thải, phơng pháp xử lý tuỳ thuộc vào loại và trạng thái của
chất thải
- Vận chuyển và lu giữ tạm thời
- Chôn cất
13


Trong lĩnh vực tái sử dụng và tái chế thanh nhiên liệu đã cháy, ngời ta
đang trông chờ vào sự phát triển của khoa học và kỹ thuật trong tơng lai. Hầu
hết các nớc đều không nghĩ đến việc chôn cất vĩnh viễn thanh nhiên liệu đã đốt.
Các nguyên tố có thể sử dụng làm nhiên liệu có trong thanh nhiên liệu đã cháy sẽ
cha đợc tái chế và đợc cất giữ trong các kho lu giữ tạm thời, các kho này
thờng đợc thiết kế cho khoảng thời gian hàng 50 năm.
Nguyên lý chung khi xử lý chất thải phóng xạ: giảm thiểu phát thải phóng
xạ ra môi trờng. Do vậy, ngay từ việc thiết kế nhà máy đến các cơ sở xử lý thải
đi kèm nhà máy điện hạt nhân, ngời ta luôn cố gắng tuân theo quy tắc ALARA
(Thấp đến mức hợp lý có thể chấp nhận đợc)
II. 1.4. Xử lý khí thải phóng xạ
Khí thải phóng xạ: Chủ yếu là bụi trong quá trình đập, gia công quặng
urani, phân khác sinh ra khi phải thao tác, sấy các sản phẩm uran ở dạng bột. Các
khí thải này nói chung rất nguy hiểm vì nó có thể xâm nhập vào cơ thể qua đờng
hô hấp, gây nên sự chiếu xạ trong, ảnh hởng trực tiếp đến sức khoẻ của ngời
lao động và cộng đồng. Sơ đồ hệ thống xử lý khí thải phóng xạ đợc nêu trên
hình sau :

độ sạch phóng xạ thì ngời ta phải điều chỉnh lại chế độ làm việc của hệ thống
(thay đổi lu lợng dòng khí, thay đổi vật liệu lọc.. ) Các vật liệu lọc khí sau
khi sử dụng lại trở thành chất thải phóng xạ dạng rắn và phải đợc xử lý nh là
chất thải phóng xạ.
b. Hệ thống tháp lọc sử dụng các loại vật liệu đặc biệt (gốm xốp): Hệ
thống này đợc dùng khi chất khí phóng xạ cần phải xử lý có nhiệt độ cao hoặc
có khả năng làm hỏng vật liệu (khí thải từ lò đốt rác thải phóng xạ).
c. Hệ thống lọc bụi phóng xạ sử dụng các tháp phun dung dịch Ca(OH)2,
NaOH, Na2B2O4, Na2CO3. Nguyên tắc làm việc của hệ thống giống nh nguyên
tắc làm việc của các tháp hấp thụ khí, hấp thụ bụi.. Thờng thì khí và bụi đợc
thổi vào từ phía dới tháp, các dung dịch hấp thụ đợc phun ra từ trên tháp ở
dạng sơng hoặc ma. Trong quá trình di chuyển ngợc dòng: khí, bụi đi từ dới
lên, chất lỏng rơi từ trên xuống, bụi và các hạt nhân phóng xạ có trong khí bị hấp
thụ bởi dung dịch. Dung dịch thờng đợc bơm tuần hoàn. Khi khả năng hấp thụ
của dung dịch giảm cần phải thay dung dịch, dung dịch sau khi đã sử dụng lại trở
thành chất phóng xạ và phải đợc xử lý nh chất thải phóng xạ dạng lỏng.

II. 1.5. Xử lý chất thải rắn phóng xạ
a. Xử lý chất thải rắn có hoạt độ thấp và trung bình
Chất thải rắn có hoạt độ thấp là dạng chất thải phổ biến nhất trong tất cả
các cơ sở có liên quan đến vật liệu phóng xạ. Tuỳ thuộc vào bản chất của từng
loại chất thải mà ngời ta có các phơng pháp xử lý khác nhau nh: Phơng pháp
đốt, phơng pháp nén, phơng pháp ổn định hoá. Riêng đối với chất thải rắn
quặng uranium do có khối lợng rất lớn, hoạt độ phóng xạ không cao nên lại có
cách xử lý riêng.

15


Có thể

mặt đất

Tách
FeS2
thải ra

Hình 4- Sơ đồ xử lý chất thải phóng xạ dạng rắn

Sau đây sẽ trình bày tóm tắt về từng phơng pháp xử lý cụ thể.
Phơng pháp đốt: Chỉ dùng cho chất thải phóng xạ dạng đốt đợc (quần
áo, giấy, găng tay, giày, dép, nhựa trao đổi ion). Chất thải đợc đa vào lò đốt
có nhiệt độ cao, sản phẩm sau khi đốt bao gồm: Tro và khí thải.
Tro đợc tháo ra khỏi phía đáy lò đốt và đợc tập trung, đóng kín trong
thùng thép để lu giữ trong kho chứa tạm thời sau đó đợc chôn cất nh các bã
thải rắn đã qua xử lý khác.
Khí thải có nhiệt độ cao, có nhiều bụi phóng xạ cần phải đa qua hệ thống
xử lý khí đặc bịêt, có chứa lớp đệm gốm xốp có khả năng chịu đợc nhiệt độ cao
và hấp phụ đợc bụi phóng xạ.

16


Phơng pháp đốt có u điểm: làm giảm thể tích chất thải tới hàng trăm lần
do vậy giảm gánh nặng cho việc xây dựng kho chứa tạm thời, việc chôn cất cuối
cùng.
Nhợc điểm của phơng pháp đốt là chi phí cho thiết bị cao, không phải
bất kỳ cơ sở xử lý chất thải phóng xạ nào cũng có đủ điều kiện để trang bị loại
thiết bị này. Hơn nữa phơng pháp này chỉ áp dụng đợc với loại chất thải có khả
năng đốt đợc.
- Phơng pháp nén: Nguyên lý của phơng pháp là dùng máy nén có áp lực

Thải ra môi trờng
quay vòng sử dụng

hoặc

Thải
PX
Bể chứa chờ
xử lý

Kết tủa
lắng gạn
lọc

SP lọc

Đóng
thùng
thép

Hình 5- Sơ đồ nguyên lý xử lý nớc thải phóng xạ.

Chất thải phóng xạ dạng lỏng gặp rất phổ biến tại tất cả các cơ sở có liên
quan tới vật liệu phóng xạ: các nhà máy khai thác chế biến quặng phóng xạ, khai
thác chế biến dầu mỡ, than đá, đồng, thiếc, titan, các viện nghiên cứu, bệnh viện
và đặc biệt là các nhà máy điện hạt nhân, các cơ sở sản xuất và sử dụng đồng vị
phóng xạ. Các bớc tiến hành xử lý nớc thải đợc thực hiện nh sau:
a. Lựa chọn các chất hấp thu tự nhiên các hợp chất vô cơ để xử lý nớc
thải, thu gom các đồng vị có ích.
b. Lựa chọn các chất hấp thu tổng hợp từ các hợp chất hữu cơ (nhựa trao

thời trớc khi đợc đa về chôn cất tại bãi chôn cất thải. Các kho chứa tạm thời
thờng đợc thiết kế và xây dựng trong khuôn viên của nhà máy điện hạt nhân.
Sức chứa của các kho chứa này thờng đợc thiết kế sao cho đủ để chứa đợc
lợng thải của nhà máy trong vòng 30-50 năm. Rút kinh nghiệm của các nớc
nh Hàn Quốc. Nhật Bản, việc tìm địa điểm cho xây dựng bãi chôn thải quốc gia
để chôn cất vĩnh viễn chất thải phóng xạ thờng gặp rất nhiều khó khăn nên các
kho chứa tạm thời tại các nhà máy hiện đang có nguy cơ hết chỗ chứa. Hiện nay
ngời ta có xu hớng thiết kế công suất của các kho chứa thải đủ để lu giữ tạm
thời chất thải phóng xạ cho hết tuổi thọ của nhà máy.

19


II.2.2. Chôn cất trên bề mặt
Trong quá trình xử lý quặng để thu hồi urani, có một vấn đề lớn cần đợc
giải quyết là chôn cất bã thải sau khi đã hoà tách. Đây là bã thải rắn có hoạt độ
phóng xạ thấp (< 0,1mSv/h), khối lợng đất đá rất lớn, do đó không thể dùng
phơng pháp chôn cất dới lòng đất hoặc chôn cất dới tầng địa chất vì chi phí
rất tốn kém. Chính vì vậy, đa số các nớc đã sử dụng phơng pháp chôn cất trên
bề mặt ngay tại nơi khai thác, hoà tách để thu hồi urani. Phơng pháp này rất đơn
giản là bã quặng sau hoà tách thu đợc trộn với vôi (CaO) sao cho pH của bã đạt
tới 7-8, sau đó đắp thành đống (phía dới có một lớp bê tông mỏng, có hệ thống
rãnh thoát nớc). Khi kết thúc quá trình khai thác và xử lý quặng uran, những
đống bã thải này đợc phủ một lớp bê tông mỏng, sau đó lại phủ lên trên bằng
một lớp đất, sau đó ngời ta tiến hành trồng cỏ phủ lên trên. Các rãnh của hệ
thống thoát nớc đợc thu gom về các bể chứa và cho chảy ra môi trờng sau khi
xử lý. Chu kỳ cứ một đến hai năm các nhà quản lý lại phân tích hoạt độ phóng xạ
của nớc thải để từ đó kiểm tra và có các phơng án xử lý phù hợp. Phơng pháp
này đợc thực hiện rất phổ biến tại ấn Độ. Ví dụ nh vùng Jaduguda, Bihan,
Domisiat...; Sau khi đã thực hiện nh phơng pháp trên, hoạt độ phóng xạ của

* Sự biến đổi của các vật liệu bị hạn chế do các điều kiện hoá học ổn định.
* Di chuyển của các hạt nhân phóng xạ bị hạn chế do các dòng nớc ngăn
chặn.
Quy trình để chôn cất dới các tầng địa chất đợc thực hiện nh sau:
* Theo chính sách tái xử lý thanh nhiên liệu đã cháy, thanh nhiên liệu đã
sử dụng, sau khi đợc bảo quản theo phơng pháp khô hoặc ớt trong vòng 30-50
năm tại các kho lu giữ tạm thời trong nhà máy điện hạt nhân cho nguội bớt và
giảm bớt hoạt tính phóng xạ đợc đa vào nhà máy tái chế để thu hồi urani và
plutoni.
* Tại nhà máy tái chế thanh nhiên liệu sẽ thải ra các dung dịch có hoạt độ
phóng xạ cao, các dung dịch này sẽ đợc xử lý bằng các thuỷ tinh hoá, đóng
trong các contener đặc bịêt lu giữ tại các kho chứa tạm thời (bảo quản lạnh)
trong vòng 50 năm.
* Chuyển xuống chôn cất trong các kho ở sâu dới lòng đất > 300m hiện
các kho này mới đang chỉ nằm trong kế hoạch chọn địa điểm và xây dựng (ví dụ

21


ở Nhật Bản có kế hoạch sẽ đa kho chứa kiểu này vào hoạt động trong khoảng
thời gian của những năm 2033 2038)
II.3. phơng pháp xử lý thải rắn và lỏng từ quá trình khai thác và chế biến
quặng urani
Quá trình xử lý thải rắn và lỏng thuộc trách nhiệm của cơ sở khai thác chế
biến quặng urani. Các biện pháp an toàn và xử lý thải phải đợc tính toán từ khi
thiết kế lựa chọn công nghệ khai thác xử lý quặng, chọn địa điểm xây dựng nhà
máy và khu vực thải (tính đến các yếu tố khí hậu, khí tợng thuỷ văn, địa hình,
địa chất, quy hoạch chung về sử dụng đất và khả năng dễ tẩy xạ cũng nh chôn
cất lâu dài của bã thải).
Nhiều cải tiến công nghệ đã đợc nghiên cứu triển khai nhằm giảm diện

nhân
g/l

Trớc khi xử
lý

Trung tính

BaSO4
BaCO3
BaCl2

Axit

BaCO3

BaCl2

Hiệu suất
loại rađi (%)

Sau khi xử lý

0,3

100

3

70


97

0,06

440

6

99

0,1

400

2

99

0,2

430

2

99

0,1

150

Bãi chứa thải rắn và lỏng là một bộ phận của nhà máy xử lý quặng để sản
xuất uran kỹ thuật. Toàn bộ đuôi thải từ quá trình hoà tách sau khi trung hoà
bằng sữa vôi cùng bã kết tủa khi xử lý thải lỏng (dới dạng bùn nhão chứa 45%
chất rắn) đợc tập trung về khu vực chứa thải ở khoảng cách nhất định (3km) từ
nhà máy. Khu vực chứa thải đợc bao quanh bằng các đê chắn làm từ vật liệu tại
chỗ (đất đá từ khu vực khai thác), chiều cao nâng dần bằng chính bã thải rắn từ
quá trình xử lý quặng. Diện tích khu vực chứa thải phù hợp đối với nhà máy công
suất 1000 tấn quặng/ngày là 16 ha. Đối với nhà máy công suất lớn hơn thì diện
tích bãi chữa > 40 ha.
Khi kết thúc hoạt động của nhà máy, cần xúc tiến những hoạt động lu giữ
dài hạn và tái tạo môi trờng tại khu vực bãi thải. Để giảm lợng radon trong khu

23


vực này, bãi thải cần đợc phủ lớp đất đá dày. Sau đó phủ xanh bằng cây xanh
hoặc thảm cỏ.
Sau hơn 40 năm hoạt động kể từ năm 1946, công ty Wismut (Đức) đã sản
xuất đợc 231.000 tấn urani và xếp vào hàng thứ 3 trên thế giới sau Canada và
Mỹ trong lĩnh vực này. Tổng lợng quặng urani Wismust đã khai thác khoảng
240 triệu tấn tơng ứng với một lợng đất đá thải khoảng 700 triệu tấn từ quá
trình khai thác. Các hoạt động kể trên đã tạo thành hơn 312 triệu m3 chất thải từ
quá trình tuyển và xử lý hoá học chứa tại 14 cơ sở đã ngừng hoạt động.
Các đống lớn đuôi quặng thải có thể tích hàng triệu m3 kể trên phải đợc di
dời xa khu dân c hoặc xử lý tại chỗ để vĩnh viễn không tiếp tục di chuyển phát
tán chất bụi bẩn chứa phóng xạ alfa gây tác động lâu dài, đặc biệt tránh xuất hiện
radon và các đồng vị phóng xạ con cháu vào môi trờng khí.
Việc xử lý các đống lớn đuôi quặng thải bao gồm xác định các thông số
về phóng xạ, hóa học và sau đó che phủ bằng các lớp đất khác nhau với chiều dày
1,9m (0,4m lớp đất khoáng và 1,5m đất trồng trọt), đồng thời tạo thảm thực vật