粤北某退役铀矿区辐射环境水平调查研究

郑庆园

(广东省核工业地质局核技术应用研究所，广东广州510800)

近几十年来，核工业相关部门在全国范围内开展并完成了大量的铀矿探采工作，为我国国防建设和核电发展作出了重大贡献。但随着时间推移，很多铀矿区步入退役阶段。而环境影响评价是退役治理阶段的重要环节，既是退役治理方案制定和施工设计的依据，又是环保监管部门审管的重要指标。特别是近年来，我国对辐射环境保护工作进一步加强，铀矿区退役工作也越来越重视，广东省境内的许多铀矿区已完成退役治理。这有效地减少了产铀区的辐射环境问题，减轻了广东省对铀矿山辐射防护的经济压力，促进了铀矿山的和谐发展[1]。

1 退役铀矿区概况

本次调查的退役铀矿区位于粤北低山丘陵地区，属亚热带气候，温暖潮湿，日光充足，雨量充沛。区内水系较发育，溪流众多，离地表主干河流也较近。区内有六十多年的铀矿探采历史，但辐射环境调查和评价工作一直非常欠缺，且有众多居民聚集区散落其中，因此，对退役铀矿区进行辐射环境水平调查，提出合理的辐射防护建议十分必要。

2 调查内容与方法

2.1 调查内容

铀矿退役治理主要采取清挖填埋、砌石封堵、修筑挡墙、覆土植被等手段。本次研究主要选取了退役铀矿区中比较有代表性源项，包括6 个坑口（其中2 个坑道口有水流出，4 个坑道口有废（矿）石堆放）和3 条渣堆上的道路上进行取样调查。对铀矿区退役治理前和治理后，在坑道口、废（矿）石堆等处进行γ辐射剂量率和土壤表面氡析出率测量，对坑口流出水中238U、226Ra浓度以及土壤样品中的226Ra 含量等进行取样分析，根据测量和分析结果进行铀矿区退役治理前和治理后的对比分析。

2.2 调查方法

2.2.1 γ辐射剂量率测量

采用的仪器为6150-AD型γ辐射剂量率仪，测量过程遵循《环境地表γ辐射剂量率测定规范》（GB/T4583-93）的要求。一律在白天测量，并不在雨天和雨后地面潮湿时测量；测量时探头必须安放在仪器支架上；探头水平线距离地面高度1m，测量人员远离探头1m以上；测量时间30s，以内置平均值计数功能读数。

2.2.2 土壤表面氡析出率测量

采用的仪器为Rad-7测氡仪，测量过程参照《民用建筑工程室内环境污染控制规范》（GB50325-2010）中土壤表面氡析出率的测量方法。测量时，清扫采样点面，去除腐殖质、杂草及石块，将取样器扣在平整后的地面上，并用泥土对取样器周围进行密封，避免罩内氡向外扩散，准备就绪后，开始测量并开始计时。设置在嗅探模式下，以10min一个周期，循环测量6个周期，因218Po的平衡时间约20min，所以取后4个周期的测量值。2.2.3 坑口流出水中238U、226Ra浓度分析采用的仪器为WGJ-Ⅲ型微量铀分析仪和FD-125型氡钍分析仪，分析方法按照《水中微量铀分析方法》（GB 6768-86）和《水中镭-226 的分析测定》（GB/T 11214-89）的要求。具体野外取样时，采样前清洗采样器2～3 次，装满后密封，做好记录后带回实验室；室内测量时，保证测量场地的清洁干燥、无放射性污染、无辐射源、无电磁干扰和无大的机械振动。

2.2.4 土壤226Ra含量分析

采用的仪器为HPGe 低本底γ能谱仪，分析方法按照《土壤中放射性核素的γ能谱分析》（GB11743-89）的要求。土壤样品采集时，铲除表层的浮土，取代表土层的土壤，剔除草根、碎石等异物，经100℃烘干至恒重、压碎过60目筛、称重后装入体积为200cm3的聚乙烯样品盒中，再密封放置4周，以使镭与氡及其短寿命子体达到长期放射性平衡[2]。

3 调查结果与分析

3.1 γ辐射剂量率测量

表1 列出了退役治理前后各源项监测点的γ辐射剂量率测量结果。根据《铀矿地质辐射环境影响评价要求》（EJ/T977-1995），退役治理后，有限制开放使用设施γ辐射剂量率在扣除本底后不超过174Gy/h，无限制开放使用设施周围γ辐射剂量率应接近当地本底水平。当地环境本底值从广东省环境辐射监测中心监测得到（195～212nGy/h）。

表1 各监测点γ辐射剂量率测量结果表

从表1中可以看出，退役治理前各源项监测点的测值较高。经过退役治理后，不仅测值有了显著降低，而且各监测点的γ辐射剂量率本都在限值内，说明退役治理起到了作用，但是2号坑口附近、旱地和山林的三处测点数值还是略有超标。结合当地情况分析，γ辐射的主要来源是探采中散落的废（矿）石，在退役治理前，坑道口和废（矿）石堆等周边散落了大量的废矿石，导致了γ辐射剂量率偏高。退役治理过程中对废（矿）石等主要采取迁挖掩埋、覆土植被、护坡整理等手段来处理，处理了γ外照射的源头，所以能起到治理效果。但是随着时间推移，有部分已治理的地区经过雨水冲刷后覆土变薄，对于γ辐射的屏蔽作用降低，就产生了部分测点数值偏高的问题。

此外，采用UNSCRAR 1982 年报告书介绍的模式能计算γ外照射所致年有效剂量：

式中：Hp（d）——γ外照射所致剂量，Sv；

0.7——有效剂量当量率与空气吸收剂量率的比值，Sv/Gy；

R——γ辐射剂量率，Gy/h；

T——受照时间取一年小时数8760h；

q——室外居留因子，取0.2[3]。

我国对公众推荐的年剂量限值为1mSv，由此可见，经过退役治理后，治理点由γ外照射致使的居民年有效剂量明显降低。

3.2 土壤表面氡析出率测量

根据《铀矿地质设施退役环境安全规程》（EJ913-1994）和《铀矿地质辐射环境影响评价要求》（EJ/T977-1995），废石堆等经最终处置后，其表面222Rn 析出率不超过0.74Bq/（m2·s）。表2列出了监测点的氡及其子体浓度测量结果。从表2中可以看出，各源项监测点的氡析出率水平在退役治理后有了显著降低，并处在管理限值内。

表2 各监测点氡及其子体浓度测量结果和年有效剂量率测量结果表

3.3 坑口流出水238U、226Ra浓度分析

按照《铀矿冶辐射防护和环境保护规定》（GB23727-2009）所推荐的参考限值，退役治理后坑（井）口等流出水进入环境时，在排放口下游最近取水区中，238U浓度的管理限值为50μg/L，226Ra浓度管理限值为1.1Bq/L。表3为1号和2号坑口流出水体放射性水平的分析结果。从表3中可见，各采样点水中238U及226Ra的浓度在退役治理后有了显著降低，并处于管理限值内。

表3 各监测点流出水体238U、226Ra分析结果表

3.4 土壤226Ra含量分析

根据《铀矿冶辐射防护和环境保护规定》（GB23727-2009），在任何平均100m2范围内，土层中土壤226Ra的平均值不高于0.18Bq/g，对于移走尾矿后的土地，可按0.56Bq/g 控制。在2个坑口附近各取了5份土样进行天然放射性核素226Ra 分析，土壤中226Ra 含量在退役治理后有了显著降低（表4），并处于管理限值内。

表4 各监测点土壤中天然放射性核素226Ra含量表

4 结论与建议

（1）粤北某退役铀矿区内的γ辐射剂量率、土壤表面氡析出率、坑口流出水中238U和226Ra浓度以及土壤中226Ra含量等调查结果基本都满足管理限值要求。仅在测量γ辐射剂量率时，发现了三处数值偏高的测点。分析测点偏高的原因，是由于退役治理对废渣堆等主要采取迁挖掩埋、覆土植被、护坡整理等手段，部分区域在经过长期雨水冲刷后覆土变薄，对于γ辐射的屏蔽作用降低。

（2）针对铀矿区的退役治理工作，对于降低辐射环境影响确实有效，但是仍需建立长期有效的监督、保护机制，进行定期检查和维护，防止自然和人为因素的破坏。治理和维护的根本目的是为了保障公众的健康与安全，在实现目标的前提下，维护工作要针对不同的环境采取不同的要求。对于靠近水源地、村庄等敏感地区应该重点维护，应树立醒目警示标牌；对当地居民宣传治理和维护工作的重要性；避免居民在治理点进行土建工程，以减少对治理工程的破坏；保持监测人员定期对治理点的巡查工作。对于人员较少活动的地方，一定要树立警示标牌，可以适当减少巡查的次数，避免人工的浪费。维护工作的可持续性是确保治理效果稳定和有效的重点，只有真正改善当地人居环境，保障公众健康与安全，铀矿区退役治理工作才是做到实处。