为了解掌握新疆伊犁铀矿冶退役场所的辐射环境现状水平，分析其对周边环境的影响，确定退役场所预防与控制的重点和关键，2013年8月我们对新疆伊犁铀矿冶退役场所开展了辐射环境现状调查工作。

1 对象与方法 1.1 对象

新疆伊犁铀矿冶退役场所。

1.2 方法 1.2.1 γ吸收剂量率

在退役场所内以6150AD /b型X-γ剂量率仪(德国AUTOMESS)按照30 × 30(m)的网格进行布点测量，按照HJ/T 61-2001《辐射环境监测技术规范》^[2]和GB /T 14533-93《环境地表γ辐射剂量测定规范》^[3]中的有关要求，测量时，探测器离地高度约1 m，每个测点均间隔10秒读数一次，共读10次，取读数的平均值，作为该测点的测量值。

1.2.2 氡析出率

使用ERS-2静电收集式氡采样器测量仪(德国Tracelab)测量氡析出率，按照100 m × 100 m的网格进行布点测量。

1.2.3 放射性核素比活度 1.2.3.1 样品的采集

对退役场所进行网格布点取土壤样，每个采土点分别采上层15 cm厚度土层土壤样和15 cm厚度土层以下土壤样各1个; 对退役场所周边地表水和地下水取样。

1.2.3.2 固体样放射性核素检测

采集的固体样品经破碎、掺合、缩分、过筛至粒度小于80目，装入直径75 mm高50 mm的聚乙烯盒中，称重，密封保存20天后用SERIE85型多道γ能谱仪-计算机系统(美国堪培拉)测量²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th和⁴⁰K的放射性比活度(探测下限分别为6.86、3.75、3.49、53.00 Bq /kg)。每个样品的测量时间从4 h至8 h不等。每次测量前用钾源控制调节放大倍数及“K峰位。样品单次测量的相对误差不大于25%^[2]。

1.2.3.3 固体样总α、总β检测

破碎过筛后的固体样品用CLB-104型低本底α /β检测仪(中国康科洛)测量样品的总α、总β含量。

1.2.3.4 水样总α、总β及放射性核素检测

采集的水样，静置后取其上清液进行放射性核素含量检测。

本次检测所用仪器均经中国计量科学研究院刻度(检定)合格。

2 结果

对新疆伊犁境内的原A矿、原B矿、原C厂和原D矿退役场所开展了现场调查工作，调查监测结果如下。

2.1 γ吸收剂量率结果(表 1)

由表 1可见，原A矿、原B矿及原C厂退役工程尾矿库贯穿辐射所致空气吸收剂量率(含本底值)测值结果，符合EJ913-94《铀矿地质设施退役辐射环境安全规程》^[6]中“设施退役场所γ外照射空气吸收剂量率不得高于0.2μGy /h(不含本底值) ”的规定要求。

原D矿退役场所的γ吸收剂量率测值范围为70 ~ 3360 nGy /h，部分点位超出正常本底值十倍，不能满足EJ913-94《铀矿地质设施退役辐射环境安全规程》中“设施退役场所γ外照射空气吸收剂量率不得高于0.2 μGy /h(不含本底值) ”的要求，所监测到的高剂量率区域可能是由于退役矿区经过长年雨水冲刷及风蚀后，已不能满足铀矿冶系统退役场所治理的要求。

2.2 氡析出率结果(表 2)

由表 2可见，所调查退役场所的氡析出率，符合EJ 913 －94《铀矿地质设施退役辐射环境安全规程》中“地面氡的析出率不得高于0.74 Bq/m²·s”的规定要求。

2.3 土壤中放射性核素含量(表 3)

GB 14586-93《铀矿冶设施退役环境管理技术规定》^[7]中，土地去污整治后对核素镭-226的最高比活度要求为:上层15 cm厚度土层中平均值为180 Bq /kg; 15 cm厚度土层以下的平均值为560 Bq /kg。

由表 3可见，原A矿退役场所土壤样品中的镭－ 226比活度均满足规定要求，原B矿、原C厂退役场所部分上层土壤样品不能满足规定要求，原D矿部分土壤样品不能满足规定要求。

2.4 水体中放射性核素活度浓度(表 4)

由表 4可见，所采水体样品中，原A矿坝下积水水样中放射性指标低于GB 8978-1996《污水综合排放标准》^[8]中总α放射性1 Bq /L，总β放射性10 Bq /L的最高允许排放浓度要求; 其余水体样品中放射性指标均满足GB 5749-2006《生活饮用水卫生标准》^[9]中总α放射性0.5 Bq /L，总β放射性1.0 Bq /L的指导值要求。

3 讨论

原A矿退役场所γ辐射剂量率基本为当地本底水平; 原B矿、原C厂、原D矿退役场所部分点位γ辐射剂量率偏高，尤其是原D矿退役场所，部分点位超出正常本底值十倍; 所调查各退役场所氡析出率均满足退役场所管理限值要求，未见异常，符合治理要求; 原A尾矿库所采土壤样品中镭-226含量满足限值要求; 原B矿、原C厂及原D矿各退役场所所采土壤样品中，部分点位土样中镭-226含量超出限值要求，尤其原D矿退役场所，超标情况较为严重，需要进一步治理; 周边地表水和地下水测值未见放射性异常。

针对本次调查，提出以下建议: ①退役场所存在人为破坏及自然冲蚀影响，需要监管机构加强监护，防止人为破坏，确保退役治理工程具有较高的安全稳定性。②原D矿1985年终产关闭，属第一批退役铀矿山，鉴于当时退役工作刚刚起步，没有一个完整的退役治理程序和退役治理标准，加之年代久远，长年雨水冲刷及风蚀后，已不能满足铀矿冶系统退役场所治理的要求，亟需进一步治理。