某硬岩型铀矿退役治理源项调查

冯 硕，董湘龙，姚 勇，蒲 浩

（1. 核工业北京地质研究院, 北京 100029； 2. 核工业二三〇研究所, 长沙 410007）

铀矿冶及伴生矿放射性废物对环境的污染, 引起了公众的高度重视, 合理处理和处置, 关系到生态环境安全和公众健康[1]。 退役治理工程前期工作需要做好历史资料收集与分析, 确保源项监测密度、 深度和质量, 开展岩土勘察, 调查场址渗水和设计总体方案等[2]。 其中源项调查的主要目的是确定主要污染源、 污染物及污染途径（包括放射性核素和非放射性化学污染）, 调查附近的道路、 池塘、 地下水和农田等的污染情况, 为退役评估、 退役技术的选择、 退役费用的预算等提供信息[1]。 本调查目的在于全面了解某铀矿退役治理前的辐射水平, 提供源项数据, 确定污染边界, 为退役治理选择合理的方案。

1 监测内容与方法

源项调查的基本内容包括: 历史场址资料收集与评估, 源项调查的方案设计, 源项调查的实施[4]。 主要监测内容与方法如下。

1.1 监测内容

该矿位于低矮丘陵地区, 采冶点涉及多个乡镇, 建有多个工区、 一个水治厂、 一个机修车间、 一座尾沙库。 因调查面广, 只取典型工区为代表, 以废石、 工业场地、 运矿道路、 地表水、 水塘底泥和土壤作为调查源项, 阐述主要源项的调查过程。 主要监测项目包括: 未治理的废石堆贯穿辐射剂量率、氡析出率； 未治理的废石堆、 工业场地、 运矿道路中U天然、226Ra 含量； 塌陷坑内及周边的贯穿辐射剂量率； 池塘中水体及底泥中U天然、226Ra 含量； 对照点的贯穿辐射剂量率、 氡析出率、 土壤中U天然、226Ra 含量等。

1.2 监测仪器和方法

贯穿辐射剂量率用环境监测用X-γ 剂量率仪测量； U天然、226Ra 含量采用MUB 激光微量分析法、 放射化学法、 γ 能谱法分析； 氡析出率测量采用局部积累法, 使用泵吸能谱测氡仪进行测量； α、 β 表面污染采用表污仪测量。

1.3 标准限值

铀矿冶废石堆、 露天采场、 尾渣堆等设施, 经退役治理和环境整治后, 根据GB 23717-2009 《铀矿冶辐射防护和环境保护规定》 和GB 23726-2009 《铀矿冶辐射环境监测规定》 等相关标准的要求, 所有场地表面222Rn 析出率不应大于0.74 Bq·（m2·s）-1, 铀矿冶导出空气氡浓度限值为3 700 Bq·m-3。 土地去污整治后, 对226Ra 的最高比活度要求为任何平均100 m2范围内, 土层中平均值不高于0.18 Bq·g-1； 对于移走尾渣、 废石后的土地,按照不高于0.56 Bq·g-1进行控制。 有稀释能力的受纳水体, 坑口外排水的U天然限值为0.3 mg·L-1,226Ra 的限值为1.1 Bq·L-1； 受纳水体第一取水点U天然限值为0.05 mg·L-1。 没有稀释能力的受纳水体, 在废水排放口处,U天然限值为0.05 mg·L-1,226Ra 的限值为1.1 Bq·L-1。 污染设备、 器材、 建筑物等经去污处理后, 其非固定α、 β 放射性表面污染度≤0.08 Bq·cm-2[5]。

2 调查方案

源项调查首先要开展现场测量和取样分析。 现场测量包括剂量率测量、 核素种类和含量判断 （γ 能谱仪）、 α、 β 污染测量、 重金属污染测量（必要时开展）等。 取样分析指不能直接现场测量的污染物, 需要取样后实验室分析, 所取样品必须具备代表性。 各监测内容现场测量和取样的布点方案如下。

2.1 贯穿辐射剂量率测量

废石堆、 尾渣堆、 露天采场废墟、 工业场地和被污染农田, 一般按10 m×10 m 布置监测网格, 每个设施（或场地）不少于5 个监测点。 运矿道路, 一般按20 m 间距布设监测断面, 每个断面分别取左、 中和右3 个测点,每条道路不少于5 个断面。 根据具体情况适度调整网格布置。

2.2 氡析出率

主要布点于尾渣堆、 废石堆和露采废墟,一般按20 m×20 m 布置监测网格, 每个设施（或场地） 不少于5 个监测点位, 根据具体情况适当调整网格布置。

2.3 固体物质中的铀、 镭含量

废石堆和尾渣堆等, 每个场地取样不少于5 个。 运矿道路, 一般按40～80 m 布设监测断面, 每个断面至少取30、 60 cm 处的两个样。 工业场地、 被污染农田, 一般按30 m×30 m 布置监测网格, 每个场地不少于5 个测点, 在深度方向每隔20 cm 取一个样,一般取至60～100 cm 深处 （满足管理限值为止）。 被污染溪流和河沟的底泥, 取样位置包含排入口上游500 m、 排入口处、 排入口下游200 m、 排入口下游500 m、 排入口下游1 000 m,每个位置至少取3 个样, 在深度方向每隔20 cm 取一个样, 一般取至60 cm 深处, 样品留存备用样。 测点布置根据具体情况适当调整, 取样深度一直到核素含量满足管理限值。

2.4 水中铀、 镭含量

坑井口流出水, 在坑口断面处测定流速和流量, 对流出水取三次样分析水中铀、 镭含量。 被污染溪流和河沟, 取样位置包含排入口上游500 m、 排入口处、 排入口下游200 m、排入口下游500 m、 排入口下游1 000 m, 每个位置至少取3 个样, 测水中铀、 镭含量。

2.5 α、 β 表面污染水平

被污染设备、 器材、 管线, 每个设施不少于3 个测点。 被污染建构（筑）物, 每个独立建构（筑）物不少于5 个测点。

2.6 氡浓度

主要监测坑（井）口, 每个坑（井）口断面上至少测3 个数据。

3 结果分析

3.1 工区环境背景值

在退役治理工程外围取点作为工区环境背景值, 贯穿辐射剂量率0.13～0.22 μGy·h-1,平均值0.15 μGy·h-1； 氡析出率0.21～0.26 Bq·（m2·s）-1, 平均值0.23 Bq·（m2·s）-1； 土壤U 含量9.8～11.4 mg·kg-1, 平均值10.5 mg·kg-1；土壤226Ra 含 量95 ～104 Bq·kg-1, 平 均 值99 Bq·kg-1； 因该工区未见出露的水体, 水中铀、 镭含量背景值未测量。

3.2 主要调查源项监测数据

3.2.1 坑（井）口

工区共7 个坑（井）口和1 个塌陷坑, 包括平硐和通风井等, 氡浓度范围600～3 800 Bq·m-3, 塌陷坑还开展贯穿辐射剂量率测量,范围值0.65～1.25 μGy·h-1。

3.2.2 废石堆

共有2 处废石堆,222Rn 析出率0.76～1.68 Bq·（m2·s）-1, 贯 穿 辐 射 剂 量 率0.74 ～3.25 μGy·h-1, 地表U天然含量75.0～198.0 mg·kg-1,地表226Ra 含量902～2 366 Bq·kg-1。 在深度方向每隔20 cm 取一个样, 1 号废石堆取至1 m深处, U天然含量30.9～93.1 mg·kg-1,226Ra 含量420～1 366 Bq·kg-1； 2 号废石堆取至60 cm 深处, U天然含量31.0～82.0 mg·kg-1,226Ra 含量455～833 Bq·kg-1。

3.2.3 工业场地

分布有4 处工业场地。 1 号场地贯穿辐射剂量率0.68～3.42 μGy·h-1, 在深度方向每隔20 cm 取一个样, 取样至60 cm 深处, U天然含量11.0～59.0 mg·kg-1,226Ra 含量132～824 Bq·kg-1。 2 号场地属于原堆矿区, 贯穿辐射剂量率2.30～20.50 μGy·h-1, 取样至1 m 深处,U天然含 量21.0 ～116.0 mg·kg-1,226Ra 含 量414～1 900 Bq·kg-1。 3 号场地贯穿辐射剂量率0.59～2.93 μGy·h-1, 取样至60 cm 深处,U天然含 量12.0 ～88.0 mg·kg-1,226Ra 含 量128～890 Bq·kg-1。 4 号场地贯穿辐射剂量率0.65～3.53 μGy·h-1, 取样至60 cm 深处, U天然含量10.0～83.0 mg·kg-1,226Ra 含量126～790 Bq·kg-1。 以上取样深度一直到满足管理限值。

3.2.4 建构筑物

遗留的建构筑物包括仓库、 宿舍、 厂房、水池、 矿斗、 工具房、 保卫室和水泵房等,建筑类型基本为砖混结构。 各建构筑物污染监测显示, 贯穿辐射剂量率0.24～1.75 μGy·h-1；地面和墙面的α、 β 表面污染水平0.01～0.16 Bq·cm-2。 部分建构筑物受到污染, 总体污染程度较小。

3.2.5 污染道路

共有3 条运矿公路和1 条塌陷区污染道路, 路面结构为碎石、 沙土。 1 号公路贯穿辐射剂量率0.51～3.95 μGy·h-1, 取样至1 m 深处, 含 量14.0 ～124.0 mg·kg-1,226Ra 含 量100～1 548 Bq·kg-1。 2 号公路贯穿辐射剂量率0.27～2.69 μGy·h-1, 取样至60 cm 深处,U天然含量13.0～98.0 mg·kg-1,226Ra 含量93～1 108 Bq·kg-1。 3 号 公 路 贯 穿 辐 射 剂 量 率0.29～2.83 μGy·h-1, 取样至60 cm 深处, U天然含量14.0～95.0 mg·kg-1,226Ra 含量92～1 090 Bq·kg-1。 4 号公路贯穿辐射剂量率0.65～2.35 μGy·h-1, 取 样 至60 cm 深 处, U天然含 量11.0～87.0 mg·kg-1,226Ra 含量132～289 Bq·kg-1。

监测数据对比管理限值和环境背景值,该工区退役整治源项主要为7 个坑（井）口、 1个塌陷坑（二者一般必须退役整治）, 2 处废石堆 （氡析出率、226Ra 含量都大于管理限值）、4 处工业场地 （226Ra 含量都大于管理限值, 2号场地贯穿辐射剂量率远超环境背景值）、 4条道路（运矿公路U 天然和226Ra 含量都较高,塌陷区道路U 天然含量较高）、 16 座建构筑物（主要考虑α、 β 表面污染）。 通过分析计算,废石量6.5 万t, 总裸露面积3 620 m2, 塌陷区底面积1 961 m2, 塌陷区体积14.6 万m3,工业场地1.8 万m3, 被污染道路2 850 m。

4 结论

1） 源项调查是后续退役治理工作开展的依据, 可为保障治理方案有效性提供数据支撑。

2） 源项调查工作任存在一些技术难题,需要结合实际解决。 如污染边界确定问题,需考虑污染造成方式, 加密取样； 如取样深度的不确定性问题, 可同一场地预测取样深度, 正式取样时加深取一层备测。 另外, 遇到放射性水平较高的区域, 取样应适当加密、加深, 并采取探槽等方法获得更可信数据。