汪仲琼

（核工业北京地质研究院，北京 100029）

铀矿地质勘探主要通过槽探、钻探等手段探明矿床的存在、分布和储量等，地勘工作具有区域性、间断性、流动性等特点。早期的铀矿地质勘探属于开放型工作场所［1］，产生的废物分布广、活度低，对周围环境和公众存在潜在的放射性危害。因此，铀矿地质勘探任务完全终结后，未列入开发规划或无开采价值的铀矿（床）点需及时开展核设施退役和放射性废物处置［2］。铀矿地质勘探设施的退役整治可有效抑制氡气析出和贯穿辐射影响，改善当地生态环境，减轻对公众和环境的危害，但退役整治过程中，有可能忽视对施工人员的辐射防护和管理。本文搜集整理了16 个退役铀矿床（点）污染源项数据，分析退役工程实施对人员的辐射影响，以期为退役整治过程的辐射防护和管理提供依据。

1 退役整治工程

铀矿勘探设施退役整治工程属于补救行动范畴，退役治理工程子项有坑口（有水坑口和无水坑口）、浅（竖）井、废石堆、探槽、剥土等，也包括受污染道路、水体和农田。根据环境影响评价相关工作实践，废石堆稳定化处置是主要污染源项，其次是坑口封堵［3］。施工人员辐射影响评价按不利条件考虑，本文以废石堆处置和坑口治理所致最大剂量进行估算。

1.1 废石堆稳定化处置

废石堆原地覆盖治理是为解决废石堆可能产生的洪水冲刷流失，掩埋河滩和道路而采取的措施，通过放坡、整形、覆盖、植被等措施对废石堆进行稳定化处置，达到抑制氡析出和屏蔽贯穿辐射的治理目标。地质勘探设施点多、面广，较为分散，多在山地丘陵地区，地形坡度大，多不具备搬迁、归并条件，因此大部分采用原地覆盖治理方案。在场地平整、覆土、植草、修砌截水沟、挡土墙等过程中，施工人员需在废石堆及其周边开展工作，可能受到γ 外照射和氡吸入内照射影响。

1.2 坑口封堵工程

坑口封堵是为抑制坑口内氡气体外逸，控制废水外流，防止人畜误入而采取的措施，通过封堵、覆土掩埋坑口、夯实并恢复植被等一系列整治，可恢复原有地貌，达到有限制开放使用深度。无流出水坑口采用砌筑毛石墙、充填废石的治理方案；有流出水坑口需结合混凝土墙封堵、砾石过滤等多项工艺流程。退役治理施工时，施工人员需进入坑口砌筑挡墙、充填废石，可能受到γ 外照射和氡吸入内照射影响，但施工时间一般较短。

2 源项调查

退役治理过程中，坑口、废石堆等源项含有的铀、镭及其衰变子体等放射性核素，存在γ 外照射影响，同时不断向外环境释放氡气；坑口流出水中含有一定的铀、镭和重金属，影响周围的地表水、土壤和底泥等，因此，退役整治工程实施前，需开展详细的源项调查。

废石堆需重点调查其数量、占地面积和裸露面积，监测γ 外照射吸收剂量率和氡析出率。废石堆几何尺寸直接影响原地覆盖的工程量和施工时间，γ 外照射吸收剂量率和氡析出率可用于评估施工人员受照剂量。根据环评实践经验，结合已搜集的各铀矿床（点）废石堆监测数据，一般废石堆氡析出率均高于国家规定的管理限值0.74 Bq/（m2·s），γ 外照射吸收剂量率在扣除本底后高于174 nGy/h［4］，需对废石堆开展集中整治。

坑口需重点调查其几何尺寸、有无涌水和氡浓度，几何尺寸直接影响工程量和施工时长，涌水情况关系到坑口封堵治理方案，氡浓度直接影响施工人员的内照射剂量情况。根据铀矿地质勘查辐射防护和环境保护规定［5］，井下工作场所空气中氡浓度不大于2.7 kBg/m3，平均氡子体α 潜能浓度不大于5.4 μJ/m3，在开展坑道施工前须对坑口进行通风，满足空气质量要求，减少施工人员的氡吸入。

为评估退役治理工程对施工人员的辐射影响，笔者搜集整理了全国16 个铀矿勘探遗留设施的相关检测数据（表1）。对比各废石堆的辐射检测数据可知，γ 外照射吸收剂量率均值 为435～4 300 nGy/h，氡析出率均值在0.76～1.42 Bq/（m2·s）之间，各矿床（点）废石堆间数据波动较大，且均超过国家规定的管理限值。目前公开发表的坑口辐射检测数据较少，已搜集的数据显示，坑口氡浓度在几百至上万Bq/m3，受铀矿石品位、探矿方式、通风等因素影响，氡浓度变化范围较大，部分超过井下工作场所空气中Rn-222 浓度限值2.7 kBq/m3，退役治理过程中需做好辐射防护工作。

表1 各矿床（点）主要源项放射性水平Table 1 The radioactivity level of main source items in different deposits

3 工作人员剂量评价

退役整治期间，施工人员在废石堆上及坑口内工作，需要考虑的受照途径为:直接γ外照射和吸入氡及其子体的内照射。受照景象假设如下:工作期间施工人员一直处于废石场上或坑口内施工，不考虑各项防护措施对施工人员的防护作用，以此作为施工人员可能受到的最大受照景象，实际的受照剂量将低于该受照景象的剂量。

根据工程实践，坑口平均断面尺寸在3～5 m2，坑口封堵所砌第一道毛石砌体一般选在平硐口往内10～30 m 岩性较稳固处［14］。废石堆裸露面积一般几百至几千平方米，覆土厚度在30～100 cm 之间，相较于废石堆处置的工程量，坑口内施工时间相对较短。结合环评实践和搜集数据的有效性，剂量估算选取工程量较大的废石场处置环节。《铀矿地质勘查辐射防护和环境保护规定》（GB 15848—2009）［5］规定，职业工作人员年有效剂量约束值不高于15 mSv/a，结合（GB 18871—2002）［15］规定，实际退役治理过程中，施工人员年有效剂量约束值一般不超过5 mSv/a。

3.1 外照射剂量估算

γ 外照射所致剂量计算公式如下:

3.2 内照射剂量估算

吸入氡子体所致内照射剂量估算公式为:

废石堆根据场地氡析出率，采用箱式模式估算在静风（u＜0.5 m/s）条件下产生的场地氡浓度，所用公式如下:

式中:DRn—场地中氡浓度，Bq/m3；R—场地氡析出率，Bq/（m2·s）；S—场地面积，m2；u—风速，取0.1 m/s；B—垂直风向的场地宽度，m；H—氡气体分布高度，一般取10 m。

3.3 剂量评价

根据各矿床（点）源项数据，分别计算施工人员γ 外照射剂量和内照射剂量。我国铀矿地质勘探工程多为山地工程，产生的废石堆裸露面积一般较小，绝大多数小于5 000 m2［12］。估算过程偏安全考虑，结合环评实践，废石堆场地面积按5 000 m2考虑，年工作时间保守估计为2 000 h，施工人员居留时间份额取1（表2）。

由表2 可知，退役治理工程所致施工人员外照射剂量最大为5.85 mSv/a，最小为0.41 mSv/a，相差约14 倍，致使各地施工人员所受的有效剂量差异较大。估算过程考虑在静风条件下一年内完成退役整治工程，施工人员所受的有效剂量超过5 mSv 的管理限值的矿点有两处，该预测结果是施工人员可能受到的最大受照剂量，考虑到上述两处矿点所在的福建省平均风速在2.6～3.3 m/s，施工时间一般远小于1 年等因素，实际受照剂量将低于该值，但该估算结果可用于指导施工管理，通过调整施工计划和方案、采取轮班制和个人防护等一系列措施后，有效降低施工人员受照剂量，使其满足5 mSv/a 的管理要求。

表2 各矿床（点）施工人员所受有效剂量Table 2 The effective exposed dose for construction personnel at different deposit

除以上两处矿点外，其余矿点所致施工人员年有效剂量均在2 mSv 左右，远低于工作人员个人年有效剂量5 mSv 的管理限值要求，退役治理工程对施工人员的影响较小，但在实际施工过程中，仍应严格遵守“边监测边施工，以监测指导施工”的原则，加强环境保护和施工质量管理，并根据施工进度动态调整监测频度。施工人员应做好岗前安全防护和环保知识培训，佩戴口罩等个人防护用品，严格按照程序开展工作，做到不在辐射工作场所内进食、饮水、吸烟和存放食品，减少不必要的职业照射。

4 结论

本文通过对比16 个退役铀矿床（点）退役治理过程中施工人员的受照剂量发现，各铀矿床（点）环境贯穿剂量率和氡析出率差异较大，致使施工人员受照剂量在不同铀矿床（点）间的差异也较大，因此在铀矿勘探设施退役治理前，需开展退役整治工程环境影响评价工作，通过污染源项调查、环境监测和人员辐射剂量评价，优化退役治理实施方案，加强施工管理，减少对工作人员的辐照影响。