我国稀土矿产资源十分丰富,稀土储量和稀土产品年出口量均居世界第一位,但稀土矿资源常伴随高于天然本底水平的放射性核素(如钍、铀和镭),且在开采、冶炼、加工和利用的过程中,伴生的放射性物质随之迁移、浓集和扩散,产品和废弃物都会有不同程度的放射性,对周围环境造成了一定的放射性污染,给工作人员和公众造成了额外的照射剂量。因此,需要寻找出合适的处理处置方案,对稀土废渣进行妥善处置,消除环境安全隐患。本论文是以“江苏省环保科研项目——江苏省稀土冶炼行业低放废渣放射性污染控制技术研究”为依托,对江苏省稀土冶炼行业的大物料低放废渣的放射性解控方法进行研究。主要从平衡与非平衡情况下核素活度对比分析,非平衡情况下γ辐射剂量率与活度浓度研究,稀土冶炼工艺中放射性研究与处理处置建议三个方面进行研究,最后得出如下结论:(1)稀土废渣中的放射性平衡已经遭到破坏,与实际测量结果对照表明采用非平衡条件下多个特征核素共同计算放射性活度的方法,与稀土实际的放射性活度更接近。钍系核素在平衡被破坏后的放射性活度随时间变化情况与母体232Th和228Ra的初始放射性活度浓度有关。铀系核素在平衡破坏后主要以两段子体(234Th和226Ra及其子体)的放射性贡献为主。对于平衡遭到破坏的稀土废渣,仅测量单一子体的活度浓度并不能保证其它核素的活度浓度不超标,测量特征核素的活度浓度,从而计算得出衰变链中各个核素的活度浓度及总放射性活度浓度,为制定相关可操作性强的豁免标准提供了参考,对稀土冶炼厂家申请豁免稀土废渣具有重要意义。(2)建立了γ剂量率与活度浓度的关系,结合非平衡情况下的放射系分段理论,得到吸收剂量率与特征核素活度浓度的关系公式,双重保障了稀土废渣放射性测量的准确度。参考IAEA对公众的年有效剂量限值及加拿大对NORM的管理模式及限值,计算得到了基于对公众年有效剂量为0.3mSv/a和1mSv/a的豁免限值与管理限值。通过第一次和第二次实验,得到的实测结果与实验室分析结果符合良好,验证了理论正确性,也修正了现场操作中存在的问题,如样品尺寸大小、样品重量、渣样形态等对现场实践的影响。(3)针对稀土冶炼工艺,可以从酸溶工序和最后废水处理两个环节进行优化。酸溶过程中进行的钡镭共沉淀,可以实验确定添加试剂的最优配比,也可以使用新的除放射性物质的试剂,既有利于放射性核素回收,也有利于减少后续程序中的放射性水平;中和处理中也可采用新型的除放试剂辅助,降低中和渣中的放射性,使其低于豁免限值。此外,根据γ光子在稀土渣样中的有效厚度确定了中和渣模型的形状与尺寸,提出了可操作的豁免程序。还调研分析了十家稀土厂酸溶渣和中和渣中的主用成分,提出了废渣回收再利用建议。