某铀矿点地勘设施退役治理工程辐射环境影响预测与评价
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作者:魏成斌
摘要：本文简述了军工铀矿地质勘探遗留设施的特征污染因子，以华南地区军工铀矿地质勘探设施“十三五”退役整治工程待治理矿点和“十二五”退役整治工程的已治理矿点共同对关键居民组叠加的辐射环境影响为例，采用剂量估算模型，计算照射有效剂量。预测和评价了待治理矿点退役治理后周围居民所受照射影响和辐射环境影响。
关键词：辐射环境;剂量估算;高斯烟羽浓度公式
中图分类号：X822.5 文献标识码：A 文章编号：2095-672X（2020）03-00-02
DOI：10.16647/j.cnki.cn15-1369/X.2020.03.009
Prediction and evaluation of the radiation environmental impact of the decommissioning treatment project of geological exploration facilities in a uranium mine
Wei Chengbin
（Guangdong Institute of Nuclear Industry Geology，Guangzhou Guangdong 510800，China）
Abstract：In this paper， the characteristic pollution factors of the remaining facilities of military uranium exploration are briefly described.Taking the influence of the mine sites to be treated in the 13th five year plan decommissioning regulation project and the mine sites to be treated in the 12th Five Year Plan decommissioning regulation project on the radiation environment of the key residential groups as an example，the effective radiation dose is calculated by using the dose estimation model.The influence of radiation on the surrounding residents and the radiation environment after the decommissioning of the mine site to be treated is predicted and evaluated.
Key words：Radiation environment;Dose estimation;Gaussian plume concentration formula
该矿点是华南地区军工铀矿地质勘探设施“十三五”退役整治工程的待治理矿点。离该矿点南边约700m处的主要保护目标（A村），同时也是“十二五”退役整治工程的已治理矿点（A矿点）南端的主要保护目标。因此，对该矿点治理后预测区内居民进行个人有效剂量估算，具有重要意义，可以用于指导后期该矿点的治理工程。由于现A矿点已治理，对主要保护目标处个人有效剂量直接采用原有数据。
1 对象及污染因子
本工程为华南地区军工铀矿地质勘探设施的退役整治工程，属于国家国防科工局和国家环境保护部批复的军工核设施退役及放射性废物治理专项资金项目。工程主要内容包括对坑（井）口进行永久封闭治理;对废石堆进行覆土覆盖、植被恢复及稳定化治理，对污染道路进行清挖污染物后恢复原有使用功能。放射性（电离辐射）环境污染是军工铀矿地质勘探遗留设施的特征污染，主要存在以下放射性污染因子：
①γ外照射：废石堆等源项的γ辐射剂量率水平较高，公众人员会受到一定的γ外照射。②氡及其子体：废石堆和坑（井）口释放出氡及其子体通过呼吸进入人体，会对公众人员产生吸入内照射。③α、β放射性表面污染：在退役治理的作业过程中，存在放射性物质附着在人体、工作服、设备、墙壁和地面上的放射性表面污染，由于表面污染容易脱落，对工作人员既会产生吸入和食入的内照射危害，同时也存在外照射的危害。④放射性粉尘：在废（矿）石、污染道路清挖治理和废石堆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，会对作业工人造成吸入内照射。
1.1 污染因子分析
放射性的核素影响主要途径有气载途径和液态途径。铀矿（床）点的地质勘探设施的液态途径主要为坑道水流出，由于军工铀矿地质勘探设施退役整治工程对有水流出的坑口采用修建被动式滤水集水池进行疏排水治理方案，所以退役治理后，液态途径的影响可以忽略;退役治理后，该待治理由于废石堆已经黄土覆盖和植被绿化，没有铀粉尘的产生，所以α、β放射性表面污染和放射性粉尘污染因子主要是在退役治理的作业过程中对施工作业人员造成辐射危害。因此，治理后照射有效剂量的预测因子所考慮的照射途径包括γ辐射外照射和氡气（222Rn）和其氡子体吸入所致内照射。
1.2 主要保护目标及放射性污染源情况
主要保护目标为离该待治理矿点700m处的居民点。
由于对坑（井）口进行了永久封闭治理、污染道路进行清挖污染物后达到无限制开放使用功能。所以本工程治理后，主要考虑放射性污染源为废石堆。结合污染特征和我院辐射环境源项调查监测资料，该矿点的废石堆环境放射性检测情况见下表：
1.3 管理限值 根据GB15848-2009、EJ913-1994和EJ/T977-1995，铀矿地质勘探设施经退役治理和环境整治后，最终状态下公众剂量约束值不超过0.25mSv/a;废石堆等设施表面平均氡析出率不超过0.74Bq/（m2.s）、γ外照射空气吸收剂量率不得超过17.4×10-8Gy/h（扣除本底后）。
2 剂量估算
有效剂量估算模型包括γ外照射所致外照射剂量和氡气（222Rn）和其氡子体吸入所致。
2.1 估算模型及参数选取
2.1.1 γ外照射所致外照射剂量
式中：Hp（d）为γ外照射所致剂量，Sv/a;0.7为剂量转换系数;R为γ外照射吸收剂量率增重，Gy/h，治理后，保守估计R取有限制开放使用场所管理限值17.4×10-8Gy/h;T为受照时间，h/a;N为居留因子，取0.05。
2.1.2 氡气吸入所致内照射剂量
式中：CRn为222Rn浓度，Bq/m3;T为受照时间，h;DFRn为222Rn及其子体剂量转换因子，取3.11×10-9Sv/（Bq·h·m-3）。
在计算氡气吸入所致内照射剂量时，先需要预测待治理矿点周围居民处的氡浓度。根据工程特点，将废石堆作为地面连续释放源项且作为面源计算，剂量估算将面源划分为若个小点源做浓度叠加计算。根据高斯烟羽浓度公式，大气扩散中地面连续点源浓度公式为：
CRn （x，y，o）=（Q/πμδzδy）exp（-y2/2δy2）
式中：CRn（x，y，o）为点（x，y，o）处空气浓度，Bq/m3;x为下风向离源的距离，m;y为横截风向的距离，m;Q为释放率，Bq/s;治理后，保守估计，取氡析出率管理限制0.74Bq/（m2·s）;μ为有效排放高度的风速，取2.0m/s;δy、δz 分别为侧向和垂直向的扩散系数，m。
根据我国大气稳定度频率的分布情况，待治理铀矿点所在区域的各稳定度年频率见表3：
2.2 计算结果
在剂量估算时取最不利条件，保护目标按处于矿点的下风向计算。根据上述估算模式计算可得，该矿点退役治理前γ外照射所致最大个人有效剂量为0.368 mSv/a，氡气吸入所致内照射最大个人剂量为0.064mSv/a，其总的有效剂量水平为0.432mSv/a;待退役治理后γ外照射所致最大个人剂量为0.053mSv/a，氡气吸入所致内照射最大个人剂量为0.043 mSv/a，其总的有效剂量水平为0.096mSv/a，为治理前的22.2%，低于公众人员个人有效剂量管理限值0.25mSv/a。
3 结论
待该矿点退役整治后，其距该矿点最近的居民点所受的有效剂量为0.096 mSv/a，为治理前的22.2%，低于公众人员个人有效剂量管理限值0.25mSv/a的要求。已竣工的治理工程A该矿点对该关键居民组最大个人有效剂量为0.038mSv/a。待该矿点治理后，叠加A矿点辐射影响公众人员所致最大个人有效剂量为0.133 mSv/a，低于公众人员个人有效剂量管理限值0.25mSv/a要求，由此可得，待治理矿点退役治理后周围辐射环境达到了可接受水平。
参考文献
[1]核工业北京地质研究院.华南地区军工铀矿地质勘探设施“十二五”退役整治二期工程（广东片区）[Z].2016.
[2]徐大海，俎鐵林.我国大气稳定度频率的分布[J].环境科学学报，1983（01）：52-61.
收稿日期：2019-12-31
作者简介：魏成斌（1990-），男，汉族，本科学历，助理工程师，研究方向为军工铀矿地质勘探设施退役治理工程。
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