粵北某退役鈾礦區輻射環境水平調查研究

鄭慶園

(廣東省核工業地質局核技術應用研究所，廣東廣州510800)

近幾十年來，核工業相關部門在全國范圍內開展并完成了大量的鈾礦探采工作，為我國國防建設和核電發展作出了重大貢獻。但隨著時間推移，很多鈾礦區步入退役階段。而環境影響評價是退役治理階段的重要環節，既是退役治理方案制定和施工設計的依據，又是環保監管部門審管的重要指標。特別是近年來，我國對輻射環境保護工作進一步加強，鈾礦區退役工作也越來越重視，廣東省境內的許多鈾礦區已完成退役治理。這有效地減少了產鈾區的輻射環境問題，減輕了廣東省對鈾礦山輻射防護的經濟壓力，促進了鈾礦山的和諧發展[1]。

1 退役鈾礦區概況

本次調查的退役鈾礦區位于粵北低山丘陵地區，屬亞熱帶氣候，溫暖潮濕，日光充足，雨量充沛。區內水系較發育，溪流眾多，離地表主干河流也較近。區內有六十多年的鈾礦探采歷史，但輻射環境調查和評價工作一直非常欠缺，且有眾多居民聚集區散落其中，因此，對退役鈾礦區進行輻射環境水平調查，提出合理的輻射防護建議十分必要。

2 調查內容與方法

2.1 調查內容

鈾礦退役治理主要采取清挖填埋、砌石封堵、修筑擋墻、覆土植被等手段。本次研究主要選取了退役鈾礦區中比較有代表性源項，包括6 個坑口（其中2 個坑道口有水流出，4 個坑道口有廢（礦）石堆放）和3 條渣堆上的道路上進行取樣調查。對鈾礦區退役治理前和治理后，在坑道口、廢（礦）石堆等處進行γ輻射劑量率和土壤表面氡析出率測量，對坑口流出水中238U、226Ra濃度以及土壤樣品中的226Ra 含量等進行取樣分析，根據測量和分析結果進行鈾礦區退役治理前和治理后的對比分析。

2.2 調查方法

2.2.1 γ輻射劑量率測量

采用的儀器為6150-AD型γ輻射劑量率儀，測量過程遵循《環境地表γ輻射劑量率測定規范》（GB/T4583-93）的要求。一律在白天測量，并不在雨天和雨后地面潮濕時測量；測量時探頭必須安放在儀器支架上；探頭水平線距離地面高度1m，測量人員遠離探頭1m以上；測量時間30s，以內置平均值計數功能讀數。

2.2.2 土壤表面氡析出率測量

采用的儀器為Rad-7測氡儀，測量過程參照《民用建筑工程室內環境污染控制規范》（GB50325-2010）中土壤表面氡析出率的測量方法。測量時，清掃采樣點面，去除腐殖質、雜草及石塊，將取樣器扣在平整后的地面上，并用泥土對取樣器周圍進行密封，避免罩內氡向外擴散，準備就緒后，開始測量并開始計時。設置在嗅探模式下，以10min一個周期，循環測量6個周期，因218Po的平衡時間約20min，所以取后4個周期的測量值。2.2.3 坑口流出水中238U、226Ra濃度分析采用的儀器為WGJ-Ⅲ型微量鈾分析儀和FD-125型氡釷分析儀，分析方法按照《水中微量鈾分析方法》（GB 6768-86）和《水中鐳-226 的分析測定》（GB/T 11214-89）的要求。具體野外取樣時，采樣前清洗采樣器2～3 次，裝滿后密封，做好記錄后帶回實驗室；室內測量時，保證測量場地的清潔干燥、無放射性污染、無輻射源、無電磁干擾和無大的機械振動。

2.2.4 土壤226Ra含量分析

采用的儀器為HPGe 低本底γ能譜儀，分析方法按照《土壤中放射性核素的γ能譜分析》（GB11743-89）的要求。土壤樣品采集時，鏟除表層的浮土，取代表土層的土壤，剔除草根、碎石等異物，經100℃烘干至恒重、壓碎過60目篩、稱重后裝入體積為200cm3的聚乙烯樣品盒中，再密封放置4周，以使鐳與氡及其短壽命子體達到長期放射性平衡[2]。

3 調查結果與分析

3.1 γ輻射劑量率測量

表1 列出了退役治理前后各源項監測點的γ輻射劑量率測量結果。根據《鈾礦地質輻射環境影響評價要求》（EJ/T977-1995），退役治理后，有限制開放使用設施γ輻射劑量率在扣除本底后不超過174Gy/h，無限制開放使用設施周圍γ輻射劑量率應接近當地本底水平。當地環境本底值從廣東省環境輻射監測中心監測得到（195～212nGy/h）。

表1 各監測點γ輻射劑量率測量結果表

從表1中可以看出，退役治理前各源項監測點的測值較高。經過退役治理后，不僅測值有了顯著降低，而且各監測點的γ輻射劑量率本都在限值內，說明退役治理起到了作用，但是2號坑口附近、旱地和山林的三處測點數值還是略有超標。結合當地情況分析，γ輻射的主要來源是探采中散落的廢（礦）石，在退役治理前，坑道口和廢（礦）石堆等周邊散落了大量的廢礦石，導致了γ輻射劑量率偏高。退役治理過程中對廢（礦）石等主要采取遷挖掩埋、覆土植被、護坡整理等手段來處理，處理了γ外照射的源頭，所以能起到治理效果。但是隨著時間推移，有部分已治理的地區經過雨水沖刷后覆土變薄，對于γ輻射的屏蔽作用降低，就產生了部分測點數值偏高的問題。

此外，采用UNSCRAR 1982 年報告書介紹的模式能計算γ外照射所致年有效劑量：

式中：Hp（d）——γ外照射所致劑量，Sv；

0.7——有效劑量當量率與空氣吸收劑量率的比值，Sv/Gy；

R——γ輻射劑量率，Gy/h；

T——受照時間取一年小時數8760h；

q——室外居留因子，取0.2[3]。

我國對公眾推薦的年劑量限值為1mSv，由此可見，經過退役治理后，治理點由γ外照射致使的居民年有效劑量明顯降低。

3.2 土壤表面氡析出率測量

根據《鈾礦地質設施退役環境安全規程》（EJ913-1994）和《鈾礦地質輻射環境影響評價要求》（EJ/T977-1995），廢石堆等經最終處置后，其表面222Rn 析出率不超過0.74Bq/（m2·s）。表2列出了監測點的氡及其子體濃度測量結果。從表2中可以看出，各源項監測點的氡析出率水平在退役治理后有了顯著降低，并處在管理限值內。

表2 各監測點氡及其子體濃度測量結果和年有效劑量率測量結果表

3.3 坑口流出水238U、226Ra濃度分析

按照《鈾礦冶輻射防護和環境保護規定》（GB23727-2009）所推薦的參考限值，退役治理后坑（井）口等流出水進入環境時，在排放口下游最近取水區中，238U濃度的管理限值為50μg/L，226Ra濃度管理限值為1.1Bq/L。表3為1號和2號坑口流出水體放射性水平的分析結果。從表3中可見，各采樣點水中238U及226Ra的濃度在退役治理后有了顯著降低，并處于管理限值內。

表3 各監測點流出水體238U、226Ra分析結果表

3.4 土壤226Ra含量分析

根據《鈾礦冶輻射防護和環境保護規定》（GB23727-2009），在任何平均100m2范圍內，土層中土壤226Ra的平均值不高于0.18Bq/g，對于移走尾礦后的土地，可按0.56Bq/g 控制。在2個坑口附近各取了5份土樣進行天然放射性核素226Ra 分析，土壤中226Ra 含量在退役治理后有了顯著降低（表4），并處于管理限值內。

表4 各監測點土壤中天然放射性核素226Ra含量表

4 結論與建議

（1）粵北某退役鈾礦區內的γ輻射劑量率、土壤表面氡析出率、坑口流出水中238U和226Ra濃度以及土壤中226Ra含量等調查結果基本都滿足管理限值要求。僅在測量γ輻射劑量率時，發現了三處數值偏高的測點。分析測點偏高的原因，是由于退役治理對廢渣堆等主要采取遷挖掩埋、覆土植被、護坡整理等手段，部分區域在經過長期雨水沖刷后覆土變薄，對于γ輻射的屏蔽作用降低。

（2）針對鈾礦區的退役治理工作，對于降低輻射環境影響確實有效，但是仍需建立長期有效的監督、保護機制，進行定期檢查和維護，防止自然和人為因素的破壞。治理和維護的根本目的是為了保障公眾的健康與安全，在實現目標的前提下，維護工作要針對不同的環境采取不同的要求。對于靠近水源地、村莊等敏感地區應該重點維護，應樹立醒目警示標牌；對當地居民宣傳治理和維護工作的重要性；避免居民在治理點進行土建工程，以減少對治理工程的破壞；保持監測人員定期對治理點的巡查工作。對于人員較少活動的地方，一定要樹立警示標牌，可以適當減少巡查的次數，避免人工的浪費。維護工作的可持續性是確保治理效果穩定和有效的重點，只有真正改善當地人居環境，保障公眾健康與安全，鈾礦區退役治理工作才是做到實處。