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/(m2·s)[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）。

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。

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17.4×10-8Gy/h，氡析出率满足小于0.74Bq/(m2·s)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。

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

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