铀矿退役整治工程放射性检测和辐射防护应用_刘洪超.pdf

2020年第8期西部探矿工程 * 收稿日期 2019-11-01 作者简介 刘洪超 （1968-） ， 男 （汉族） ， 广东南雄人， 高级工程师， 现从事放射性物探和普通物探、 环境监测和评估工作。 铀矿退役整治工程放射性检测和辐射防护应用 刘洪超* （广东省核工业地质调查院， 广东 广州 510800） 摘要 简要回顾了我国华南地区核地质系统三十年的军工铀矿地质勘探设施退役整治实践和工作 进展， 概述了退役工程管理限值和治理目标。以广东省核工业地质调查院 “十二五” 退役整治二期工 程为例， 介绍了退役整治工程项目竣工环境放射性检测、 个人剂量与总照射剂量， 并介绍了退役整治 工程的辐射危害因素、 辐射防护应用， 指出了军工铀矿地质勘探设施退役整治利国利民， 与当地生态 环境安全和公众健康密切相关， 治理放射性污染源项非常必要。 关键词 军工铀矿； 地质勘探设施； 退役整治； 工程； 放射性检测； 辐射防护； 应用 中图分类号 P641.4 文献标识码 A 文章编号 1004-5716202008-0115-04 1概述 1955年， 广东核工业地质队伍诞生， 伴随中国核工业 的发展， 足迹遍及祖国大江南北， 历经 “工改兵” 、“兵改 工” ， 2000年初， 实行属地化管理， 归广东省政府管理。65 年来， 经过核地质队伍一代又一代核地质人史诗般的艰 苦创业， 找到了中国第一个花岗岩型铀矿床、 第一个花岗 岩型铀成矿的最大聚集区 （粤北铀矿聚集区） ， 打破了前 苏联的花岗岩贫铀的理论， 建成了中国第一条简法铀水 冶生产线， 为我国第一颗原子弹的研制提供了67.3的 核原料， 为国家找到了一大批铀矿床 （点） ， 同时也因挖掘 了大量的探矿坑道、 竖井、 探槽、 剥土， 遗留了大量废渣 （石） 堆， 导致道路和水体、 农田、 庄稼、 林地受污染， 危及 环境和公众健康， 治理这些污染源项迫在眉捷。 1990年我国核工业地勘系统开始铀矿地质勘探设 施的退役治理[1]， 随着我国对环境的重视， 国家逐步加 大了环境治理力度， 将历史遗留铀矿地质勘探设施的 环境治理列为国家专项放射性污染防治规划的重点任 务之一。在 “八五” 、“九五” 、“十五” 、“十一五” 、“十二 五” 期间， 按照中国核工业地质局统一部署， 由广东省 核工业地质调查院、 291大队、 292大队、 293大队、 福建 省核工业294大队、 295大队等6个地质队伍完成了六 期华南地区军工铀矿地质勘探设施退役整治工程打捆 项目 （ “十二五” 项目包括一期、 二期） ， 包括实验室9个、 矿 （床） 点88个。这些项目全部通过了中国核工业集团 公司、 国家环保部门、 国家国防科工局的验收， 为 “十三 五” 、 “十四五” 、“十五五” 项目的立项、 审批打下了基 础。“十三五” 项目尚在国家国防科工局的审批之中， 计 划完成治理铀矿床点32个。预计 “十五五” 将全面完成 华南地区1955～2000年铀矿勘查造成的环境放射性污 染和危害问题。 2退役工程管理限值和治理目标 治 理 区 域 内 个 人 辐 射 剂 量 约 束 值 不 超 过 0.25mSv/a[2]； 废 （矿） 石堆经覆土治理后， 地表氡析出率 不大于0.74Bq/m2s[3-4]； 任何平均100m2范围内， 对于 去污整治后的土地， 土层中 226Ra残留量平均值不高于 0.18Bq/g， 对于移走废 （矿） 石后的土地， 按0.56Bq/g控 制[3-4]； 退役治理后坑口流出水或渗出水向江河排放时， 保证在最不利条件下， 距排放口下游最近饮用水取水 点水中天然 U 浓度小于 0.05mg/L， 226Ra 浓度小于 1.1Bq/L[3]。采取挖除、 迁移和集中治理的废石堆及污 染道路达到无限制开放使用的深度[5]； 采取原地覆盖治 理的废石堆、 剥土达到有限制开放使用的深度[5]。 3竣工环境放射性检测、 个人剂量与总照射剂量 3.1竣工环境放射性检测 华南地区各地质队伍的项目治理和检测方法相 同， 治理效果和检测结果也类似。以广东省核工业地 质调查院 “十二五” 退役整治二期工程为例， 批复11个 矿 （床） 点子项目[6]， 包括坑口51个、 废石堆44个、 污染 道路13条、 竖井4个、 剥土2处等114个源项， 总投资 3573.06万元。竣工后使用JB5000X-γ辐射剂量当量 115 ChaoXing 2020年第8期西部探矿工程 表1各矿点废石堆、 剥土经原地覆盖治理后γ辐射 空气吸收剂量率在扣除本底后不超过17.410-8Gy/h， 氡析出率满足小于0.74Bq/m2s限值要求， 达到有限 制开放使用的深度； 坑口、 竖井等源项都达到了批复和 设计治理目标要求。 3.2退役工程中的个人剂量与总照射剂量 个人剂量监测的项目包括外照射和内照射个人剂 量监测。经测量计算,露天施工场所退役施工中作业 人员个人γ外照射所致剂量最高值为0.844mSv/a， 内照 射所致的剂量最高值为401矿床的0.086mSv/a， 总照 矿 （床） 点 38矿点 201矿点 1814矿点 204矿点 215矿点 216矿点 1812矿点 259矿点 1815矿点 651矿点 401矿床 源项 坑口 废石堆 坑口 废石堆 坑口 废石堆 坑口 废石堆 坑口 废石堆 坑口 废石堆 坑口 废石堆 坑口 废石堆 坑口 废石堆 坑口 竖井 废石堆 坑口 废石堆 剥土 退役整治前 γ辐射空气吸收剂量率 10-8Gy/h 本底 22 19 19 19 21 19 19 20 19 25 25 均值 181.6 201.6 165.8 113.3 121.5 121.8 111.3 207.9 86.8 232.5 97.1 221 86.8 232.5 178.7 131.5 128.2 118.6 102.6 79.2 135.3 143.1 270.3 66.5 氡析出率 [Bq/m2s] 均值 1.171 1.222 1.050 1.163 1.021 1.135 1.097 1.188 0.893 1.185 0.931 1.118 0.893 1.185 1.436 1.150 1.257 1.183 1.223 0.816 1.180 1.062 1.150 0.995 退役整治后* γ辐射空气吸收剂量率 10-8Gy/h 均值 32.5 31.4 32.4 28.6 28.1 28.5 29.1 27.9 33.4 31.9 19.9 20 31.9 30.5 29.4 27.5 30.4 29.9 24.9 23.1 24.8 25.1 24.9 22.5 氡析出率 [Bq/m2s] 均值 0.232 0.225 0.226 0.181 0.115 0.105 0.200 0.182 0.189 0.164 0.102 0.084 0.154 0.116 0.15 0.158 0.111 0.126 0.135 0.096 0.124 0.132 0.143 0.131 表1各矿 （床） 点露天施工场所环境放射性检测统计表 注 *为工程项目完工后不久的环境放射性检测统计数据。 率仪、 FD-3013Bγ智能化辐射仪、 HDC-C 环境测氡 仪， 对各矿点治理废石堆、 污染道路、 剥土、 坑口、 竖井 进行就地γ辐射空气吸收剂量率测量、 氡析出率测量以 及少量氡浓度测量， 对有水坑口取水样分析流出水铀、 镭含量， 对清挖迁移的废石堆、 污染道路取样测土壤残 留镭含量。限于篇幅， 这里仅统计了11个矿 （床） 点子 项目的废石堆、 坑口退役整治前、 后环境γ辐射空气吸 收剂量率、 氡析出率放射性检测数据 （表1） 。 116 ChaoXing 2020年第8期西部探矿工程 工程竣工后对环境带来辐射影响的途径为γ外照 射和氡气 （ 222Rn） 析出所致的吸入内照射， 从表3可以看 出， 各矿床点露天施工场所所致周围最大个人剂量为 401 矿 床 0.079mSv/a，公 众 所 受 个 人 剂 量 低 于 0.25mSv/a的剂量管理目标值要求。 4退役整治工程的辐射危害因素和辐射防护应用 4.1辐射危害因素 铀矿勘探中或铀矿治理中的主要辐射危害因素是 放射性粉尘、 氡及其子体， 在废石、 污染地面清挖治理 和废石、 剥土覆盖施工过程中会产生放射性粉尘， 粉尘 中含有铀、 镭等放射性核素， 对作业人员造成吸入内照 射， 废石堆和井巷释放出氡及其子体通过呼吸进入人 体， 也会对作业人员产生吸入内照射。其次为γ外照射 和α、 β放射性表面污染， 对作业人员造成照射。 4.2辐射防护应用 铀矿作为核设施燃料循环中第一环， 退役整治产 矿 （床） 点 38矿点 201矿点 1814矿点 204矿点 215矿点 216矿点 1812矿点 259矿点 1815矿点 651矿点 401矿床 γ辐射空气吸收剂量率 （本底值） 10-8Gy/h 22 19 19 19 21 19 19 20 19 25 25 工作时间 （h/a） 330 322 280 340 380 230 282 390 260 350 370 γ外照射所致剂量 mSv/a 0.598 0.453 0.263 0.671 0.737 0.435 0.557 0.609 0.297 0.368 0.844 氡气吸入所致内 照射剂量mSv/a 0.076 0.072 0.056 0.078 0.083 0.031 0.044 0.075 0.04 0.051 0.086 总照射所致剂量 mSv/a 0.674 0.525 0.319 0.749 0.820 0.466 0.601 0.684 0.337 0.419 0.930 管理限制 mSv/a 5 表2各矿 （床） 点露天施工场所治理过程中作业人员所受照射最大剂量表 注 表中剂量数据不包括坑道内施工所致剂量。 矿 （床） 点 38矿点 201矿点 1814矿点 204矿点 215矿点 216矿点 1812矿点 259矿点 1815矿点 651矿点 401矿床 最近居民区 （村） 周屋 古洞村 结洞村 上坪村 西米洞村 岭下村 后山村 蒋公村 坪山村 禾占村 关键居民组 少年组 少年组 少年组 少年组 少年组 少年组 少年组 少年组 少年组 少年组 关键居民组方位 NE E NE SW W SE W SE NW NW 最大个人剂量mSv/a 0.062 0.059 0.056 0.064 0.069 0.067 0.058 0.055 0.057 0.079 剂量管理目标值mSv/a 0.25 表3各矿 （床） 点竣工后露天施工场所辐射环境个人剂量计算表 射 所 致 剂 量 范 围 为 0.319～0.930mSv/a，最 大 为 0.930mSv, 满足5mSv/a的剂量管理目标值要求， 详见 表2。因此退役施工中所采用的辐射防护措施是合理 的,退役整治不会对作业人员的健康产生危害。 117 ChaoXing 2020年第8期西部探矿工程 生的辐射危害因素与铀矿冶退役整治基本一致， 辐射 防护措施基本相同， 须贯彻辐射防护三原则， 核心问题 就是防护最优化问题， 确定各个核设施的最优化的防 护水平[7]， 既要考虑实践的正当性， 又要考虑剂量限值， 在考虑经济和社会因素的条件下， 使作业人员所受照 射控制在可合理达到的尽可能低的水平， 从而达到保 障作业人员健康的目的。 4.2.1工作场所辐射防护 根据以往辐射防护经验， 主要以降氡、 防尘为主， 并辅以防γ外照射和α气溶胶等手段， 进行优化防护。 （1） 坑道内和废石堆场的一个重要危害因素是粉 尘， 吸入过量的粉尘， 增大了粉尘对机体的伤害， 是引 起矽肺发病率增加的主要原因。采用湿式作业， 减少 放射性粉尘的产生， 如坑口刻槽采用湿式凿岩、 水封爆 破、 洒水洗壁等方法可以有效地抑制尘源[8]； 废石堆场 平整、 清挖采取洒水、 风流喷雾净化尘效果也比较好； （2） 对于氡及其子体， 尽量在风向的上风向操作， 对于氡浓度较高的坑 （井） 口施工时采取通风排风的方 式有效降低氡及其子体的浓度、 减少氡渗流量是实现 通风防护最优化的重要途径[9]； （3） 废矿石会产生大量的γ射线， 对作业人员形成 强烈的辐射。采取远距离操作和机械作业, 如采用机 械化施工, 提高工作效率、 缩短作业人员的接触时间； （4） α、 β放射性表面污染的防护 保持工作场所的 清洁卫生， 降低粉尘浓度， 经常清洗设备及地面， 注意 皮肤、 手、 工作服的去污， 防止受到过量照射； （5） 穿戴防护用具， 经常清洗衣服和肤、 手等， 减少 放射性对作业人员的照射。 4.2.2个人防护 （1） 施工中穿戴工作服、 安全帽和佩戴防尘口罩等 劳动保护用品， 每日的工作时间上应控制在6h以内， 如 超过工作时间须轮班换人； （2） 在工作场所不得进食、 吸烟和存放食品， 作业 人员饮食前必须洗手、 漱口； （3） 加强个人的防护， 进行个人剂量监测， 并记录 在案； （4） 工作结束后， 进行沐浴并检验合格后才离开工 程现场。 5结论 退役整治工程实施后， 各类超出管理限值的源项 均得到了有效处置， 改善了环境质量， 恢复了自然环 境。 （1） 坑 （井） 口的封闭， 防止了坑 （井） 口内氡气外 逸， 也避免了人畜误入或坠落而造成的意外伤害， 有效 切断了放射性危害源头， 减少了放射性核素随山洪和 流水流失的几率。 （2） 废石堆、 坑口、 竖井、 剥土、 污染道路经退役整 治后， 满足批复的管理限值要求， 达到了批复和设计治 理目标要求。 （3） 军工铀矿地质勘探设施退役整治与铀矿冶设 施退役治理一样， 是利国利民的公益性项目， 关系到生 态环境安全和公众健康[10]， 未来仍需加强放射性污染 源项的治理， 解决当地群众环境放射性污染和危害问 题， 既可有效控制水土流失， 美化自然环境， 也可增强 生态环境可持续能力。 （4） 施工过程中执行严格的管理制度和采取有效 防护措施， 使管理、 作业人员辐射防护到位， 没有形成 辐射危害。 参考文献 [1]吴清衍， 宋兰瑛.我国铀矿地质勘探工程退役后放射性废渣 石治理的对策[J].辐射防护， 2001， 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