某稀土分离项目放射性环境影响评价

第２７卷第６期

２０１

铀矿

地质

Ｖ０１．２７

ＮＯＶ．

Ｎｏ．６

２０１１

１年１１月

Ｕｒａｎｉｕｍ

Ｇｅｏｌｏｇｙ

某稀土分离项目放射性环境影响评价

李娜娜１，朱育成２，蔡敏琦３

（１．核工业北京地质研究院，北京１０００２９；２．中国建筑股份有限公司，北京１０００３７；

３．中国环境科学研究院，北京１０００１２）

［摘要］在工艺流程分析、放射性源项分析，以及环境现状调查的基础上，对某稀土分离项目的放射性环境影响进行了分析、预测和评价。环境放射性水平现状调查与监测表明，评价因子总体在区域环境本底范围内。放射性环境影响预测确定下作人员和公众所受的最大年附加辐射剂量分别为

１＇６２２

ｍＳｖ／ａ和０．０２９ｍＳｖ／ａ，均低于辐射剂量约束值。在落实辐射防护和环境保护措施以后，该项

目放射性环境影响符合国家有关法规和标准限值要求。

［关键词］放射性环境影响评价；稀土分离；评价标准［文章编号］１０００—０６５８（２０１１）０６—０３７０～１０

［中图分类号］Ｘ８；Ｐ６１８．７

［文献标识码］Ａ

作为一种珍稀资源，稀土资源具有极其重要的战略地位。我国稀土资源的矿种和稀土元素齐全，稀土品位高，矿点分布合理；在轻、中、重稀土组分上优势互补，能满足不同应用领域对稀土产品的全面需求，中、重稀土战略地位突出［１］。稀土资源的应用十分广泛，在石油工业、铸铁、炼钢、汽车行业、新型材料等行业都具有十分重要的应用。

我国稀土资源主要分南北两部分：北方以包头白云鄂博稀土矿为主，为轻稀土矿，绝大部分是氟碳铈矿和独居石矿；南方以离子型稀土矿为主，是中国特有的新类型稀土矿，属花岗岩风化矿床，以中、重稀土为主。南方的离子型稀土矿易开采、组分好，是提取中重稀土的理想矿源，也是发展高新技术产业不可缺少的原材料Ｌ２］。

在稀土资源开发过程中，产生的放射性危害主要有¨Ｊ：

（１）固体废弃物：尾矿、酸

浸渣、酸溶渣和铁土渣等。这些固体废弃物中钍含量及总放射性比活度高，极可能导致水体、土壤和农作物等的放射性污染，从而使工作人员和公众受到不同程度的照射。（２）大气环境污染：稀土企业周围大气中总ａ气溶胶浓度比本底值高２～５倍，总Ｂ气溶胶浓度比本底值高１～３倍，氡子体总ａ潜能值也比相应的对照点高２～５倍。（３）了辐射水平：稀土企业周围环境中，７辐射空气吸收剂量率也有不同程度的增高。目前，人们对稀土资源开发利用过程中伴生的放射性危害认识不足，对放射性污染基本上未采取必要的防治措施。

稀土开发利用项目环评的重要性：在项目建设之前，通过污染源识别、环境影响预

［收稿日期］２０１０—０３—３０［改回日期］２０１１—０８—１７

［作者简介］李娜娜（１９８３一），女，助理丁程师，２００９年硕士研究生毕业于北京科技大学，主要从事环境影响评价工作。Ｅ—ｍａｉｌ：ａｌｉｎａ０３５１＠ｙａｈｏｏ．ｃｎ

第６期李娜娜，等：某稀土分离项目放射性环境影响评价

・３７１・

测，提出合理可行的防治措施和辐射防护措施，将环境辐射影响降低到最小。

ｌ

项目概况

本项目位于广东省，处理南方离子型混

合氧化稀土。项目主要采用Ｐ。。，［２一（２一乙基己基）磷酸一２一乙基己基酯］一煤油－ＨＣｌ一体系对离子型混合氧化稀土进行萃取分离，生产稀土氧化物。

本项目的１＝程由主体Ｔ程、储运工程、辅助工程、公用工程、环保工程５部分组成。主体工程包括酸溶、萃取、沉淀、灼烧／筛混／包装４个主题生产车间；储运工程包括储罐区、仓库区、车库；辅助工程包括锅炉房、纯水站、净化水站、机修间、调度间；公用工程包括供配电、给排水、化验、办公、食堂、宿舍等配套设施；环保工程包括工艺废气治理设施、锅炉烟气治理设施、废水处理站、废渣临时渣场等相应的环保设施。

２评价范围与评价标准

评价范围：根据国家、地方和行业的相关标准Ｌ４￣１…，该稀土开采工程放射性环境影响评价范围为厂界外３ｋｍ区域。

评价标准：

（１）辐射剂量约束值：工作人员的个人剂量约束值为５ｍＳｖ／ａＬ４］，公众的个人剂量约束值为０．２５ｍＳｖ／ａ［５］。

（２）粉尘浓度限值：稀土生产放射性工作场所空气中含铀、钍等天然放射性核素的粉尘浓度应低于２ｍｇ／ｍ３［７｜。

（３）水中放射性水平限值：生活饮用水中放射性水平指标为总ａ≤ｏ．５Ｂｑ／Ｌ、总Ｂ≤１Ｂｑ／Ｌ［８３；废水放射性最高允许排放浓度一（第１类污染物最高允许排放浓度）：总理≤１Ｂｑ／Ｌ、总Ｂ≤１０Ｂｑ／Ｌ［９］。

３污染源分析与确定

根据该稀土分离项目的特点，在对工艺

流程进行分析的基础上，结合放射性核素的物理化学特性，对放射性核素的走向进行分析，从而确定污染源项。此外，通过物料衡

算、放射性核素含量测量与计算可以得到放射性污染源的源强。３．１工艺原理与流程

本项目采用Ｐ５。，ＥＺ－（２一乙基已基）磷酸一２一乙基己基酯］一煤油一ＨＣｌ体系对离子型混合氧化稀土进行的萃取分离工艺，主要工艺包括酸溶、萃取、沉淀、灼烧／筛混／包装４个步骤。

（１）酸溶

酸溶的目的是为了便于在盐酸介质中通过萃取法分离混合稀土氧化物，以制取各单一稀土氧化物及部分富集物。酸溶渣具有低水平放射性，进行单独处理。酸溶过程中产生的酸雾采用碱液中和吸收处理，达标后排放。

（２）萃取

利用Ｐ；。，萃取剂对不同稀土元素萃取能力的差异，将料液中１５种元素分离为轻稀土组、中稀土组、重稀土组。所有分离出的单一稀土氯化物溶液都送到草酸沉淀车间进行沉淀。

（３）沉淀

沉淀的目的是将单一稀土氯化物溶液中的稀土元素转化为沉淀物，主要生产过程为

溶草酸一沉淀一洗水一脱水。

（４）灼烧

本项目采用电热辊道窑，将单一草酸盐沉淀物定量装入敞口的耐火容器中，在９５０～１１００℃下经灼烧生成稀土氧化物，灼烧过程中产生的废气经辊道窑上方设置的排气筒排放。

（５）筛混

灼烧后的稀土氧化物冷却至室温后，经过筛分，除去粗颗粒杂物，由鼓式混料机批量混均匀，按不同包装规格装桶后运至仓库待售。

工艺流程和排污节点见图１。３．２物料放射性分析

对本项目各原料、产品、废水进行监测分析，各物料中放射性核素含量见表１。由

・３７２・

铀矿地质第２７卷

表ｌ原料、废渣、产品、样品的放射性元素含量

Ｔａｂｌｅ１

Ｔｈｅｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅｅｌｅｍｅｎｔｓ

ｃｏｎｔｅｎｔ

ｏｆｒａｗｍａｔｅｒｉａｌｓ。ｗａｓｔｅｒｅｓｉｄｕｅｓ。ｐｒｏｄｕｃｔｓａｎｄｓａｍｐｌｅｓ

样品名称总ａ

总Ｂ

２３８Ｕ２２６Ｒａ２３２Ｔｈ４０Ｋ

样品来源原料１（Ｂｑ／ｋｇ）１．３３×１０４４．６５×１０３５２６３１３１９．９＜４８．４原料仓库原料２（Ｂｑ／ｋｇ）１．３５×１０４４．１１×１０３２１６．３３９６．１３２．７＜４１．７原料仓库原料３（Ｂｑ／ｋｇ）１．５６×１０４５．８４×１０３

２２７．２

５６４．４７７．Ｏ

＜３４．７原料仓库氧化镧（Ｂｑ／ｋｇ）１．７５×１０３

３３８＜１６．０２５．１

＜４．９

＜１４．３

成品仓库氧化镥（Ｂｑ／起）＜４２１．５３×１０４

＜４２＜４．７＜２．０＜１１．５

成品仓库

氧化钇（Ｂｑ／ｋｇ）＜５７

＜２７＜１２．３＜１．６＜２．３

＜１４．３成品仓库

氧化钕（Ｂｑ／ｋｇ）５４＜２０

＜１２．４

＜１．８

－＜２．４＜１５．７

成品仓库酸溶渣１（Ｂｑ／ｋｇ）

９．４７．×１０４２．６９×１０４９１３３．６４×１０３３．８５×１０３

５８２．９酸溶渣库酸溶渣２（Ｒｑ／ｋｇ）４．２５×１０４１．４３×１０４３７２．４２．３０×１０３

４６２．９２０９．４

酸溶渣库中和渣（Ｂｑ／ｋｇ）

１．０９×１０４

２．００×１０３

１５０．７

３０５．２

１２．Ｏ

＜４４．５

中和渣库

车间处理设施排放

１１．７

３．６４

口水样（Ｂｑ／Ｉ，）排水口处

萃取车间废水（Ｂｑ／

３３．０

７３．７

排水口处

Ｌ）

车间处理设施采

取重晶石吸附床Ｏ．４６４

０．２２４

吸附床排水口处

后水样（Ｂｑ／Ｌ）

表１可知，本项目生产过程产生的废渣（酸溶渣和中和渣）放射性比活度均低于４×１０６Ｂｑ／ｋｇＥｌ０］，属于低放废物。处理前废水中总口、总８含量均超出最高允许排放浓度，而采用重晶石吸附床处理后总ａ为０．４６４Ｂｑ／Ｌ、总８

静◇

为０．２２４Ｂｑ／Ｌ，达到了排放要求。３．３放射性污染源源强

▲

３．３．１废气产生量和排放量

（１）船２Ｒｎ和２２０Ｒｎ的产生量

２２２Ｒｎ是２２６Ｒａ的衰变产物２２０Ｒｎ是２３２

Ｔｈ

囡・

的衰变产物［１１｜。

２２２

了

Ｒｎ（２２０Ｒｎ）产生量计算公式为‘１１］：

各种稀土元素

ＱＲ。一１０３－Ｍ・Ｋ・Ｃ

（１）

囤１囤２囡３圃４囤５囚６固７

式中：Ｑｎ。——氡的产生量（Ｂｑ／ｓ）；Ｍ一各

环节（原料、酸溶渣、产品）日用量（ｔ／ｄ）；

图１工艺流程及排污节点图

Ｋ——系数，对不同元素其值不同，如：１

Ｒｎ的量为２．１×１０－６

Ｆｉｇ．１

ＦｌｏｗｃｈａｒｔｏｆＲＥＥｓｅｐａｒａｔｉｏｎｔｅｃｈｎｉｑｕｅａｎｄ

Ｂｑ２２６Ｒａ衰变每秒产生２２２ｎｏｄｅｏｆｐｏｌｌｕｔｉｏｎｄｉｓｃｈａｒｇｅ

Ｂｑ／ｓ，１Ｂｑ的２３２Ｔｈ衰变每秒产生２２０Ｒｎ的量

１——非放射性废气；２——噪声；３——非放射性废水；

为１．２５×１０～Ｂｑ／ｓ；ｃ＿一２２６Ｒａ或。３２Ｔｈ的平

４——非放射性固废；５——２２２Ｒｎ外照射；６——放射性

均比活度（Ｂｑ／ｋｇ）。

废水；７——放射性废渣。

（２）２２２Ｒｎ和２２０Ｒｎ的排放量

第６期李娜娜，等：某稀土分离项目放射性环境影响评价

Ｒｎ

由于在生产工艺过程中没有去除２２２

从表２可知，２２２Ｒｎ的排放量为３７．６Ｂｑ／Ｓ，＇２２０Ｒｎ的排放量为７８５７４．３Ｂｑ／ｓ。３．３．２废水产生量和排放量

废水产生量为１２１０．４ｍ３／ｄ，排放量为

８９４．９

和２２０Ｒｎ的相关工艺，因此理论上分析２２２Ｒｎ去除率为０。但由于原料和产品处于包装袋中，假设３０％的气体没有逸出；酸溶渣在暂存库中且处于潮湿状态，假设５０％的气体没有逸出。计算结果见表２。

ｍ３／ｄ，其中生产废水为８４１．９ｍ３／ｄ，生活

污水为５３ｍ３／ｄ。放射性物质的日排放量见表３。

表２

Ｔａｂｌｅ２

Ｃａｌｃｕｌａｔｉｎｇ

２２２Ｒｎ和２２０Ｒｎ的计算与排放量

ｐｒｏｃｅｓｓ

ａｎｄｄｉｓｃｈａｒｇｅｑｕａｎｔｉｔｙｏｆ２２２Ｒｎａｎｄ２２。Ｒｎ

比活度（Ｂｑ／ｋｇ）

产生环节

日用量（ｔ／ｄ）

２２６Ｒａ

２３２Ｔｈ１２９．６２１５５．１２．９

３０５０

氡气阻滞率（％）

２２２Ｒｎ１４．３４．１

２２０Ｒｎ２５９０３．８１７６４４．９

２２２Ｒｎ３３．３４．１

２２０Ｒｎ６０４４２．２１７６４４．９

滞留量（Ｂｑ／ｓ）排放量（Ｂｑ／ｓ）

原料库

５３．３１．３ｌ

４２４．５２９７０．４

酸溶渣库

产品

１９．２８．３３０Ｏ．１２０８．８Ｏ．２３７．６

４８７．２７８５７４．３

总计

表３废水中放射性物质的排放量

Ｔａｂｌｅ３

Ｄｉｓｃｈａｒｇｅｑｕａｎｔｉｔｙｏｆｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅｎｕｃｌｉｄｅｓｉｎｗａｓｔｅｗａｔｅｒ

２２６Ｒａ

２３２Ｔｈ

放射性物质

活度浓度（Ｂｑ／Ｌ）日排放量（Ｂｑ／ｄ）

２３８Ｕ０．００７６６８０１．２

４０Ｋ０．００１５１３４２．４

Ｏ．００７６６８０１．２

Ｏ．００１４１２５２．９

３．３．３废渣产生量和排放量

废渣（酸溶渣和中和渣）产生量为５３８．５

ｔ／ａ，排放量为５３８．５ｔ／ａ。放射性物质排放量见表４。

表４废渣中放射性物质的排放量

Ｔａｂｌｅ４

Ｄｉｓｃｈａｒｇｅｑｕａｎｔｉｔｙｏｆ

ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅｎｕｃｌｉｄｅｓｉｎｗａｓｔｅｒｅｓｉｄｕｅｓ

２２６Ｒａ

２３２Ｔｈ

４０Ｋ

核素

比活度（Ｂｑ／ｋｇ）

２３８Ｕ６４２．７３．４６×１０ｓ

２９７０１．６０×１０９

２１５５．１１－１６×１０９

３９６．２２．１３×１０９

年排放量（Ｂｑ／ａ）

析并结合拟建稀土分离项目特点，得出拟建

４环境影响因素及评价因子

４．１放射性环境影响因素

本项目属于伴生放射性矿物资源开发利用，与辐射环境有关的下艺环节包括原料库、酸溶渣暂存库、废水和酸溶渣处置地，产生的放射性污染源主要为酸溶渣、废水、２２０Ｒｎ和２２２Ｒｎ。依据以上对同类稀土项目的类比分

项目放射性环境影响因素筛选结果（表５）。４．２放射性环境影响评价因子

依据相关规范口２］并结合本项目特点，放射性环境影响评价因子为：７辐射剂量率、空气氡浓度、地表水及废水放射性水平（总ａ、总Ｂ活度浓度）、原料和废渣中放射性核素

（２３８Ｕ２２６Ｒａ

２３２Ｔｈ、４０Ｋ）含量。

铀矿地质

表５放射性环境影响因素

Ｔａｂｌｅ５

Ｉｍｐａｃｔｆａｃｔｏｒｓ

ｏｎ

第２７卷

ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌｒａｄｉｏａｃｔｉｖｉｔｙ

影响对象

放射性环境影响来源

公众

Ｔ作人员

原料库

酸溶渣暂存库

废水酸溶渣处置地

▲ａ■ｏ▲

ｏ△ｏ△

注；ｏ——短期外照射；Ａ～短期吸人内照射；▲——长期吸人内照射；●长期食入内照射。

２３２Ｔｈ、４０Ｋ与当地天然放射性核素本底Ｌ１８１水平

５环境放射性水平现状调查与分析

５．１调查内容及仪器方法

根据该稀土分离项目、污染源项分析结果和环境放射性的特点，现状调查在收集分析现有环境放射性资料的基础上，对环境放射性现状进行了监测，主要监测内容及测量采用的仪器如下：

（１）厂区及周边敏感点环境７辐射剂量率测量ｕ引，ＢＨ３１０３Ａ型Ｘ一７剂量率仪；

（２）土壤、底泥取样及放射性核素

（２３８Ｕ、２２６Ｒａ、２３２Ｔｈ、４０

相当。

（３）项目周围空气中氡浓度为８．０～

２０．６

Ｂｑ／ｍ３，也在广东省环境本底范围内。（４）地表水中总ｄ：４．８×１０１～０．２７

Ｂｑ／Ｌ、总Ｂ：０．１１～０．３９Ｂｑ／Ｌ，符合《生活

饮用水卫生标准》（ＧＢ５７４９—２００６）。

（５）地下水各采样点的总ａ：０．０６～０．４３

Ｂｑ／Ｌ、总８：０．１１～０．８６Ｂｑ／Ｉ。，能满足《生

活饮用水卫生标准》（ＧＢ５７４９—２００６）总ａ：ｄＯ．５Ｂｑ／Ｌ；总８：＜１．０Ｂｑ／Ｌ的标准要求。

Ｋ）含量分析ｕ４｜，高纯锗７

能谱仪；

（３）厂区及周边敏感点环境空气中氡浓度测量［１５‘，ＲＡＤ一７型测氡仪；

（４）地表水放射性水平（总ａ、总８）测量［１６’，ＢＨｌ２１６Ⅱ型低本底ａ、８测量仪；

（５）地下水放射性水平（总ａ、总Ｂ）测量‘１６］，ＢＨｌ２１６Ｕ型低本底仅、Ｂ测量仪。５．２环境放射性水平现状调查结果

（１）厂区及周围环境敏感点的７辐射空气剂量率范围值为：９２．０～１８９．５ｎＧｙ／ｈ，与广东省天然贯穿辐射水平调查中报道的广东省环境７辐射剂量率（１１２．８±３３．３ｎＧｙ／ｈ）［１刀水平相当。

（２）环境土壤与底泥：共测定土壤样品９个，底泥样品３个。其中１个河流底泥样品２３８Ｕ和２３２Ｔｈ含量、１个土壤样品２３２Ｔｈ含量高于当地天然放射性核素本底范围；其它土壤、农田土壤、河流底泥样品中２３８

Ｕ、２２６Ｒａ、

６放射性环境影响预测与分析

６．１

放射性气态途径排放对环境的影响评价按照车间采取自然通风，三面通风。车

间空气中氡浓度平均增量按式（２）计算…］：

Ｃ—Ｑ／ｖ

（２）

式中：Ｃ为车间空气中氡浓度增量（Ｂｑ／ｍ３）；Ｑ为车间氡排放量（Ｂｑ／ｓ）；口为车间换气速度（ｍ３／ｓ）。

原料库、成品库、酸溶渣库通风条件一般，故取５０％的换气速度，酸溶工序、萃取工序各车间通风良好，取８０％的换气速度。计算得到原料库、酸溶工序、萃取工序、酸溶渣库、产品库等车间的空气中氡浓度增量依次分别为：２７．０、１８．９、１．９、２．４、

０．１

Ｂｑ／ｍ３；相应工序空气中２２０Ｒｎ浓度增量

分别为：１３．７、８．３、０．９、４．０、０．１Ｂｑ／ｍ３。

剂量估算以现状调查为基础，并参照类似工程实践进行。计算过程中所需的主要公

第６期李娜娜，等：某稀土分离项目放射性环境影响评价

・３７５・

式如下：

照时间（ｈ）；ＤＦＲ。——吸人２２２Ｒｎ子体或２２０Ｒｎ子

７外照射剂量［１３］：ＨＥ一０．７×Ｒ×Ｔ

（３）体的剂量转换因子（Ｓｖ（Ｂｑ・ｈ・ｍ＿３）＿１）。

式中：Ｈ。——７辐射所致有效剂量’ｔ

Ｓｖ）；

（１）工作人员附加辐射剂量

０．７——剂量转换系数；Ｒ——７外照射剂量工作人员每天工作８ｈ，每年工作３００

ｄ。

率增量（Ｇｙ／ｈ）；Ｔ——年工作时间与屠留因

参照式（３）与式（４），各岗位工作人员年附子乘积（ｈ）。

加剂最计算结果见表６。

吸入２２２Ｒｎ子体或２２０Ｒｎ子体所致个人有效综上，工作人员气态途径最大年附加剂剂量当量…］：

量为１．６２ｍＳｖ／ａ，低于５ｍＳｖ／ａ［４３的剂量约ＤＲ。一ＴＣＲ。ＤＦＲ。

（４）

束值。

式中：ＤＲｎ——吸入２２２Ｒｎ子体或２２０Ｒｎ子体所致

（２）公众年附加辐射剂量

的个人有效剂量当量（Ｓｖ／ｈ）；％——为平均吸

环境敏感点气态途径公众年附加剂量计入２２２Ｒｎ子体或２２０Ｒｎ子体浓度（Ｂｑ／ｍ３）；Ｔ——受

算结果见表７。

表６工作人员所受年附加剂量

Ｔａｂｌｅ６

Ａｎｎｕａｌａｄｄｉｔｉｏｎａｌｅｆｆｅｃｔｉｖｅｄｏｓｅｆｏｒｏｃｃｕｐａｔｉｏｎａｌｗｏｒｋｅｒ

受照剂量（ｍＳｖ／ａ）

工作岗位

内照射

外照射

合计

ＺＺ２Ｒｎ

２２０Ｒｎ原料库

Ｏ．１４Ｏ．１６１．３２１．６Ｚ酸溶Ｔ序Ｏ．１４０．１１０．７９１．０４萃取Ｔ序

Ｏ．１０Ｏ．０１Ｏ．０９Ｏ．２酸溶渣库

Ｏ．３６Ｏ．０１０．３９Ｏ．７６产品库

０．０５

０．０００７

０．０１

Ｏ．０６

表７环境敏感点气态途径所致公众年附加剂量

Ｔａｂｌｅ７

Ａｎｎｕａｌａｄｄｉｔｉｏｎａｌｅｆｆｅｃｔｉｖｅｄｏｓｅｆｏｒｐｕｂｌｉｃ

ａｔ

ｓｅｎｓｉｔｉｖｅｐｏｉｎｔｏｆｇａｓｅｏｕｓｔｒａｃｋ

敏感点

距离（ｋｍ）

方位

２２２Ｒｎ增加值（Ｂｑ／ｍ３）

２”Ｒｎ增加值（Ｂｑ／ｍ３）

公众年附加剂量（ｍＳｖ／ａ）

１Ｏ．７ＮＥ０．００６Ｏ．０１６Ｏ．００６２Ｏ．３Ｅ０．０２５０．０７２０．０２７３２．ＯＳ

０．０００９０．００３Ｏ．００１４０．５ＮＷ０．０１Ｏ．０３Ｏ．０１１５２．５Ｗ０．０００６０．００２０．０００７６２．５ＮＷ

０．０００６０．００２０．０００７７１．０ＮＥ０．００３Ｏ．００９０．００３８Ｏ．７Ｅ０．００６０．０１６０．００６９０．９Ｅ０．００４Ｏ．０１Ｏ．００４１０Ｏ．５ＥＳ０．０１Ｏ．０３Ｏ．０１１１１．８ＥＳ０．００ｌ０．００３０．００１１２

１．８

ＥＳ

０．００１

０．００３

Ｏ．００１

铀矿地质第２７卷

（５）

由表７可知，运营期公众（敏感点２，厂址东３００ｍ）气态途径最大年附加剂量为０．０２７ｍＳｖ／ａ，低于０．２５ｍＳｖ／ａ【５１的剂量约束值。

６．２

Ｄ。一Ｕ。・Ｃ。・ＤＦ。

式中：Ｄ。——因饮用受放射性污染水所致待积有效剂量当量（Ｓｖ／ａ）；Ｕ。——公众对水的

摄入量（７３０Ｌ／ａ）；Ｃ。——水中的放射性核素

放射性液态途径排放对环境的影响评价饮用受放射性污染水所致待积有效剂量当

活度浓度（Ｂｑ／Ｌ）；ＤＦ。——食入剂量转换因

子（Ｓｖ／Ｂｑ）。

量计算公式为ＨＪ：

表８液态途径公众年附加剂量值

Ｔａｂｌｅ８

Ａｎｎｕａｌａｄｄｉｔｉｏｎａｌｅｆｆｅｃｔｉｖｅｄｏｓｅｆｏｒｐｕｂｌｉｃｆｒｏｍｌｉｑｕｉｄｔｒａｃｋ

核素

活度浓度（Ｂｑ／Ｌ）食入剂量转换因子（Ｓｖ／Ｂｑ）

附加剂量（ｍＳｖ／ａ）

ｚ３８Ｕ２２６Ｒａ２３２Ｔｈ４０Ｋ液态途径年附加剂量（ｍＳｖ／ａ）

０．００７６０．００７６Ｏ．００１４０．００１５

４．５０×１０

８

２．８０×ｌＯ一７

２．３０×１０—７

６．ＺＯ×１０

９

２．０４×１０

３

２．５０×１０一４１．５５×１０

３

２．３５×１０

４

６．７９×１０—６

由表８可知，液态途径所致公众年附加剂量为０．００２ｍＳｖ／ａ，低于０．２５ｍＳｖ／ａＬ５３的剂量为约束值。

结合表７气液态途径所致公众最大年附加剂量０．０２７ｍＳｖ／ａ，因此，气液两态所致公众最大年附加剂量为０．０２９ｍＳｖ／ａ，仍低于

０．２５６．３

１１．５～１９．６１ＴＩ粉质黏土层、１１．６～２２．７ＩＴＩ全

风化白云质灰岩、０．８～２．４ＩＴＩ中风化白云质灰岩、５．１～６．９１２１微风化白云质灰岩；暂存库顶必须防漏；暂存库有泄漏液体收集装置、气体导出口及气体净化装置；设计堵截泄漏的裙脚，地面与裙脚所围建的容积不低于最大储量的五分之一。设施内要有照明设施和观察窗口。同时，暂存库外设醒目的电离辐

ｍＳｖ／ａＬ叫的剂量约束值。固体废物放射性环境影响分析低放射性水平废物年产生量为５３８．５

ｔ。

射标志，防止非相关人员进入，减少工作人员在此停留时间。

６．３．２低放射性水平弃渣处置方案分析

依据《放射环境管理办法》（国家环保局３号令）第十六条之规定：“伴生放射性矿物资源利用项目的废渣及副产品的使用，必须符合《建筑材料用工业废渣放射性物质限制标准》，超过标准的，不得批准用作建筑材料。大量的放射性废渣应建坝贮存或者送至核丁业部门的尾矿坝贮存，小量的放射性废渣应送所在省的城市放射性废物库贮存。”鉴于本项目产生的放射性弃渣量较大，不宜送城市放射性废物库贮存，而单独建坝贮存存在后续管理难的问题。因此，本项目放射性弃渣处置方案以送至核下业部门的尾矿坝贮

低放射性水平弃渣采取先暂存，等条件成熟时送最终处置。

６．３．１低放射性水平弃渣暂存方案

本项目产生的低放射性水平固体弃渣拟在厂区内建暂存库贮存。暂存库设计尺寸大小为１４５４

５．５

Ｉｎ２×５．５

ＩＴＩ高，其中挖地埋深

ｋｔ

１ＴＩ，容积达８０００ｍ３。暂存库能容纳１６

的低放射水平固体废物，按照目前酸溶渣和放射性中和渣年产牛量４７８．５ｔ预算，能容纳

３２

ａ产生的低放射性水平固体废物。

暂存库顶部按普通民用建筑标准进行建

设，库底参照《危险废物贮存污染控制标准》（ＧＢｌ８５９７—２００１）。总体设计指标如下：暂存库底６１ＴＩ厚压实黏土层（渗透系数２．１２×

１０＿５～６．８８×１０。５ｃｍ／ｓ）防渗；暂存库底从

存或者变通方案——回填附近稀土矿废采坑

或废坑道为宜。

表层至底层依次为：５０ｃｍ厚混凝土层、

第６期６．３．３

李娜娜，等：某稀土分离项目放射性环境影响评价

・３７７・

固体废物放射性环境影响分析

产品的总ａ放射性比活度不大于１×１０４Ｂｑ／ｋｇ，液体产品的总０ｔ放射性比活度不大于

０．３６×１０４

本项目放射性弃渣属于天然、极低放射性物质，只要加强管理，确保这些废物先送暂存库暂存，等条件成熟时送最终处置。在上述前提下，放射性弃渣对周围辐射环境不会产生明显的影响。

Ｂｑ／Ｌ。

７．２工作人员辐射防护措施

（１）原料库、萃取车间、酸溶车间应加强通风排气，以实现降尘和防氡。工人进入辐射工作场所，应穿戴好防护用品（如穿工

７放射性环境保护措施

７．１原料防护措施

（１）原料在运输过程中有防撒漏、防扬尘的措施，在运输的起点和终点之间，不进行装卸作业。除司机、助手、搬运与押运人员外，不允许搭载其他人员。

（２）对原料的运输设施，如槽车应严加管理和维护，杜绝交通事故的发生，并制定运输风险防范措施。

（３）为了减少原料对工作人员产生不必要的照射，原料在使用前存放于仓库中，尽量减少原料在仓库的存放时间和存放量，减少工作人员在此停留时间。

（４）每批不同的原料，都应进行放射性检测，尽量选用品位高、放射性比活度低的原材料，并加强原料运输与入库管理。

（５）稀土氧化物原料的放射性指标参照《混合氯化稀土》（ＧＢ／Ｔ４１４８—２００３）中固体

作服、戴手套，戴口罩等），所用的防护用品，应经常清洗，不得带回生活区。

（２）根据辐射防护最优化原则，使工作人员所受的照射剂量尽可能低，应尽可能减少工作人员在原料库、萃取车间、废渣暂存库的停留时间。

（３）工作人员应定期进行个人剂量监测。（４）建立辐射工作人员健康档案，不宜从事辐射Ｔ作的人员必须及时改换工作。７．３放射性废液防护措施

根据废水的来源，可以划分为工艺废水、一般性生产废水和生活污水３类。其中工艺废水是放射性废水的主要产生环节，拟采取有针对性的处理工艺，方案如图２所示。经处理后，废水达到广东省《水污染物排放限值》（ＤＢ４４／２６—２００１）的要求，即废水中总Ｃｔ、总Ｂ放射性最高允许排放浓度为１Ｂｑ／Ｌ、１０Ｂｑ／Ｌ，再自流到综合废水总调节池处理其它污染指标。

圆一困写区回、｜石灰、絮黼苛沉淀剂上

臣圃—匝叵卜咂ｐ回一回

不合格（总０ｃ、总Ｂ）

Ｐ５０７油回收利用

Ｉ

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』

至酸溶渣库暂存・卜一ｌ磊ｉ荔ｉ磊习

１．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．一

图２放射性（总ａ、总ｐ）废水处理工艺流程图

◆

至下一工序

ｌ

・３７８・

铀矿地质

第２７卷

７．４低放射性水平固体废物污染防治措施及

可行性分析

依照国家环保局《放射性废物的分类》，本项目废渣属于低放废物：即比活度小于或等于４×１０６Ｂｑ／ｋｇ。本项目产生的低放废渣采取先暂存，等条件成熟时送最终处置的方案。

８

结论

（１）该稀土分离项目与辐射环境有关的

工艺环节包括原料库、酸溶渣暂存库、萃取车间和酸溶渣处置地，其中，原料库主要对工作人员和公众产生剂量照射和２２２Ｒｎ；酸溶渣暂存库、酸溶渣处置地、萃取车间废水预处理环节会产生放射性固体废物，萃取车间产生放射性废液，均会对工作人员和公众产生剂量照射。

（２）放射性环境现状调查与监测结果表明：项目所在地放射性评价因子总体在区域环境本底范围内。

（３）经放射性环境影响预测，运营期工作人员所受的最大年附加剂量为１．６２ｍＳｖ／ａ，公众最大年附加剂量为０．０２９ｍＳｖ／ａ，均低于辐射剂最约束值。

（４）该稀土分离项目在采取必要的辐射防护措施以后，原料库、酸溶车间、萃取车间、成品库、酸溶渣暂存库、废水处理等单元均不会给周围环境带来显著影响。

（５）本项目相关结论和措施对于稀土资源合理开发和保护环境有指导意义。

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第６期李娜娜，等：某稀土分离项目放射性环境影响评价

・３７９・

Ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌｉｍｐａｃｔａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ

ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅｏｆ

ａ

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ｔｈｅ

ＲＥＥｓｅｐａｒａｔｉｏｎｐｒｏｊｅｃｔ

Ｍｉｎ—ｑｉ３

ＬＩＮａ－ｎａｌ，ＺＨＵＹｕ－ｃｈｅｎ９２，ＣＡＩ

（１．ＢｅｉｊｉｎｇＲｅｓｅａｒｃｈＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＵｒａｎｉｕｍＧｅｏｌｏｇｙ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０００２９，Ｃｈｉｎａ；２．ＣｈｉｎａＳｔａｔｅＣｏｎｓｔｒｕｃｔｉｏｎ

Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ

Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０００３７，Ｃｈｉｎａ；３．ＣｈｉｎｅｓｅＲｅｓｅａｒｃｈＡｃａｄｅｍｙｏｆＥｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌＳｃｉｅｎｃｅｓ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０００１２，Ｃｈｉｎａ）

Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｂａｓｅｄ

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ｉｎｄｕｓｔｒｉａｌｐｒｏｃｅｓｓｔｅｃｈｎｉｑｕｅｓ，ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌｉｍｐａｃｔｏｆｔｈｅｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅｆｒｏｍＲＥＥｓｅｐａｒａｔｉｏｎｐｒｏｊｅｃｔ

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ｂｅｅｎａｎａｌｙｚｅｄ，ａｓｓｅｓｓｅｄａｎｄｆｏｒｅｃａｓｔｅｄ．Ｔｈｅｉｎｖｅｓｔｉｇａｔｉｏｎａｎｄｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇｏｆａｃｔｕａｌｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅｉｎｔｈｅ

ｖｉｒｏｎｍｅｎｔｉｎｄｉｃａｔｅｄｔｈａｔｖａｌｕｅｏｆａｓｓｅｓｓｍｅｎｔｆａｃｔｏｒｓｒｅｍａｉｎｅｄｗｉｔｈｉｎｔｈｅ

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ｅＶａｌＵａｔｉｏｎ

某稀土分离项目放射性环境影响评价

作者：

作者单位：

刊名：

英文刊名：

年，卷(期)：李娜娜， 朱育成， 蔡敏琦， LI Na-na， ZHU Yu-cheng， CAI Min-qi李娜娜,LI Na-na(核工业北京地质研究院,北京,100029)， 朱育成,ZHU Yu-cheng(中国建筑股份有限公司,北京,100037) ， 蔡敏琦,CAI Min-qi(中国环境科学研究院,北京,100012)铀矿地质Uranium Geology2011,27(6)

参考文献(18条)

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引用本文格式：李娜娜. 朱育成. 蔡敏琦. LI Na-na. ZHU Yu-cheng. CAI Min-qi 某稀土分离项目放射性环境影响评价[期刊论文]-铀矿地质2011(6)