2024年6月3日发(作者：桂雨筠)
2021年第6期西部探矿工程
191
华南地区环境地表γ辐射剂量率野外监测
王艳丽
*
（广东省核工业地质调查院，广东广州510800）
摘要：生态环境近年来一直成为人们关注的热点，其中导致众多疾病发生的环境辐射值得我们深
入研究。γ辐射剂量率作为环境辐射影响评价的一项重要指标，已在诸多行业及领域被应用。本次
通过γ辐射剂量率在铀矿设施退役整治工程中野外实际监测工作所采集的数据进行分析、讨论，并且
与其他方法对比、验证，结果表明该方法是可行的。因此，γ辐射剂量率野外监测结果可以作为生态
环境影响评价提供可靠依据。
关键词：γ辐射剂量率；监测;退役整治
中图分类号：X837文献标识码：A文章编号：1004-5716(2021)06-0191-03
随着人类社会不断地发展，活动范围不断地扩大，
造成对生态环境的破坏日益增大。2011年4月11日福
岛发生7.1级地震，受大地震影响，福岛第一核电站遭
到严重损毁和破坏，大量放射性物质出现严重泄漏，严
重影响到人类身体免疫系统功能
[2]
，并且导致周边水
土、空气、生物受到严重的放射性污染
[1]
。通过此次事
件，环境辐射安全更加受到环保人士和学者的关注，也
间接促进环境辐射监测技术的提高与发展。
美国作为发达国家，最早在20世纪90年代就建立
了辐射环境监测系统，通过几十年的研究发展，技术水
平相对成熟先进。我国核事业发展起步相对晚于国际
发达国家，导致环境辐射监测技术发展也相对落后于
国际社会。最早在1983年，我国由国家环保总局对全
国环境天然放射性水平开展调查研究工作。通过大量
人力、物力采集到全国γ辐射剂量率数值和土壤天然放
射性核素含量等多项重要成果，得到国际社会认可。
作为核事业的重要参与者，核工业人在解放后通
过50多年的艰苦奋斗，取得了许多光辉业绩，给国家带
来光荣的同时，但也给后代子孙在生态环境上带来了
许多不安全因素。从国家“八五”计划起，核工业人顺
应时代潮流，承担起了对铀矿勘探设施进行退役整治
重担。在我国铀矿勘探设施退役整治中，γ辐射剂量率
监测数值一直作为评价治理工程是否合格的重要指
标。因此，γ辐射剂量率监测数据是否准确对于环境辐
*收稿日期：2020-09-07修回日期：2020-09-07
射监测具有十分重要的意义。
1环境地表γ辐射剂量率的影响因素
依据相关法律、法规及规范，环境地表γ辐射剂量率
是指在田野、道路、森林、草地、广场以及建筑物内，地表
上方一定高度处（通常为1m）由周围物质中的天然核素
和人工核素发出的γ射线产生的空气吸收剂量率（GB/
T14583-93）。生态环境里的辐射一部分来自宇宙射
线，强度比较低，对人体影响较小；一部分来自地壳中，
主要存在于花岗岩火山岩等天然岩石和土壤中，其强
度大小受降雨、风雪和气压等气候因素影响
[4-5]
，这部
分是人类所受辐射的主要来源；另外一部分，主要是因
人类生产及生活活动产生的，如大型的核电站和军事方
面的核武器以及医疗事业中使用的各种电磁设备等
等。随着科技发展的突飞猛进，第三部分产生的危害往
往是灾难性的，比如上文提到的日本福岛核电站事故，
对生态环境造成的损毁几乎是毁灭性的，故对此类辐射
源，人类应该采取最为严格的措施进行开发和使用。
自新中国成立以来，核工业人长期与地质打交道，
完成国家下达的铀矿地质勘探任务。通过长期的野外
工作可以看出，γ辐射剂量受区域地质条件影响较大，
花岗岩地区、火山岩地区环境地表γ辐射剂量率通常高
于其他地区。
2监测方法
由于环境地表γ辐射一部分受到来自宇宙射线的影
项目来源：广西地区军工铀矿地质勘探设施退役整治工程，中央预算内军工核设施退役及放射性废物治理专项资金资助。
作者简介：王艳丽（1987-），女（汉族），河北保定人，工程师，现从事工程地质、环境地质、岩土工程相关工作。
192
西部探矿工程2021年第6期
响，故在监测时应扣除其对监测结果的影响，通常叫做扣
除本底。不同的仪器设备，对宇宙射线响应不用，可以通
过理论计算，也可以通过野外监测本底水平得出。本底
野外监测主要在水深大于3m，距岸边大于1km的淡水面
上进行监测获得，可有效减少地壳中γ辐射的直接影响。
环境地表γ辐射剂量率监测一般有两种方法：即时
监测及连续监测。即时监测：用各种γ剂量率仪器直接
在测点位置上方1m高度测得γ辐射空气吸收剂量率的
瞬时值。连续测量：主要在固定监测点位置安置监测
仪器、热释光剂量计等仪器获取一段时间内环境γ辐射
剂量率的连续变化值或者剂量累计值。环境地表γ辐
射剂量率监测值受雨水、冰雪影响较大，野外工作人员
监测时应时刻紧密关注天气变化，若有降雨或降雪，应
该在天气晴朗6h后且地面无明显积水、积雪后进行测
量，以便保证监测数据的真实性、可靠性
[6]
。
3监测仪器
监测仪器的性能好坏直接关系到监测数据的准确
性、可靠性。为此，测量仪器应满足一定的性能要求：
①有较高的灵敏度；②相对固有误差较小；③自身本底
低，响应能力精准且稳定；④角响应一致；⑤适应野外
气候条件（温度、湿度）较好；⑥体积小、重量轻，以便于
野外携带；⑦电池损耗较低。
目前，环境地表γ辐射剂量率的监测仪器大部分采
用高气压电离室型、闪烁探测点型和具有能量补偿的
计数型γ辐射剂量率仪等仪器。其中具有能量补偿的
热释光剂量计，不仅能够用于固定测量点的常规测量，
也可以给事故发生时提高可靠依据。我单位目前已完
成铀矿地质勘探设施“十二五”退役整治二期工程，所
采用仪器型号为环境监测与辐射防护用χ、γ辐射剂量
当量率仪，该仪器融合了NaI晶体探测器高灵敏度和
盖革计数管宽量程的优点，且增加了快速寻源模式，使
用ABS外壳材质，轻便利于携带。
4监测要求
铀矿地质勘探设施退役整治工程源项设施通常有
废石堆、坑口、被污染道路、被污染水体、剥土、探槽
等。环境地面γ辐射剂量率监测工作，常贯穿于治理工
作前、中、后。在施工中采取边监测、边施工，监测结果
指导施工，竣工后的监测数据可作为判定铀矿地质勘
探设施退役整治工程实施是否合格的基本依据。
根据相关规范要求，治理目标为：退役整治治理后公
众的年有效剂量管理目标值为0.25mSv/a
[7]
；从事铀矿地
质勘查职业工作人员年有效剂量约束值不高于15mSv/
a，结合本项目实际情况，选取5mSv/a作为本次退役施工
过程中的职业照射剂量管理目标值；废（矿）石堆、坑口等
源项设施经治理后，其土壤表面氡析出率不得大于
0.74Bq/(m
2
·s)
[8-10]
，γ辐射剂量率扣除本底后不得大于
17.4×10
-8
Gy/h
[9]
；对于移走废（矿）石堆后的土地，表面氡
析出率和γ辐射剂量率按照接近当地本底值进行控制。
环境地面γ辐射剂量率的监测布点基本要求：
（1）材料的监测。该项目所用土源、砂石、块石、水
泥、水等原材料及成品后的混凝土、砂浆等混合料的γ
辐射剂量率数值均应控制在当地本底水平以内。
（2）清挖治理的监测。
①监测要求。废石堆、污染道路清挖治理过程中
的监测要求：
a.挖至设计深度后，进行γ辐射剂量率监测，如果测
量值满足相应管理限值的要求时，即停止清挖。
b.挖至设计深度后，进行γ辐射剂量率监测，如果测
量值不满足相应管理限值的要求时，应找出原因并确
定续挖深度，继续清挖至γ辐射剂量率满足相应管理限
值的要求时，即停止清挖。
②测点布置要求。γ辐射剂量率的监测布点：每块
场地一般按50m
2
取1个监测点，每个监测点测3～5次读
数后取其平均值，每块场地测点数量均不得少于3个。
（3）覆土治理的监测。
①监测要求。废石堆、剥土等的覆土工程实施过
程中的监测程序如下：
a.厚度及压实度满足设计要求时，进行γ辐射剂量
率监测，如果测量值满足相应管理限值的要求后，再进
行土壤氡析出率监测，如果土壤氡析出率同时也满足
相应管理限值的要求，即停止覆土。
b.土厚度及压实度满足设计要求时，进行γ辐射剂
量率监测，如果测量值不满足相应管理限值的要求，应
按每增加覆盖压实10cm左右厚度土层进行一次γ辐射
剂量率和氡析出率监测，直至γ辐射剂量率和氡析出率
满足相应的管理限值时，即停止覆土。
②测点布置要求。γ辐射剂量率的监测布点：每块
场地一般按50m
2
取1个监测点，每个监测点测3~5次
读数后取其平均值，每块场地测点数量不得少于5个。
5监测数据及分析
本次选取已完成治理工作的铀矿地质勘探设施
退役整治二期工程中某个废石堆相关数据进
行分析讨论。该废石堆按设计要求，经覆土后，覆土厚
度及压实度均满足设计要求后，对该场地地表进行γ辐
射剂量率和氡析出率监测。该废石堆占地面积
1834.52m
2
，裸露面积3930m
2
，按照γ辐射剂量率每块场
“十二五”
2021年第6期西部探矿工程
193
地50m
2
取1个监测点要求，共布置γ辐射剂量率测点79
个，见图1。该废石堆具体监测数值见表1（由于实际测
量的γ辐射剂量率数据量较大，只截取部分数据）。
分析数据我们可得，该废（矿）石堆治理后γ辐射剂量
率平均值为28.7×10
-8
Gy/h，其中最小值为25.9×10
-8
Gy/h，
最大值为33.8×10
-8
Gy/h。以上数据扣除本地区本底值
19×10
-8
Gy/h后，所有数值均小于17.4×10
-8
Gy/h，满足相
关规范及设计要求。经过土壤氡析出率监测，得到相关
数据均小于0.74Bq/(m
2
·s)管理限值。因此，在覆土厚度
表1
编号
1
#
2
#
3
#
……
74
#
75
#
76
#
77
#
78
#
79
#
测量位置
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
……
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
地表介质
土壤
土壤
土壤
……
土壤
土壤
土壤
土壤
土壤
土壤
30.5
25.2
25.6
……
23.1
25.3
23.4
25.2
24.7
22.9
废（矿）石堆γ辐射空气吸收剂量率监测表
γ辐射空气吸收剂量率（10
-8
Gy/h）
范围
~
~
~
……
~
~
~
~
~
~
32.2
35.6
31.5
……
34.9
35.0
34.1
34.5
33.0
32.2
均值
32.0
30.3
29.0
……
31.0
31.6
30.5
29.2
28.5
26.5
标准差
1
3
2
……
4
3
4
3
3
3
备注
坑口
图1ⅢT-5、ⅢT-7废石堆辐射环境监检测点示意图
及压实度达到设计要求，并且γ辐射剂量率和氡析出率
同时也符合相关规范和设计要求，可以停止进行覆土。
6结论
随着环境地表γ辐射剂量率监测水平的不断提高，该
数值已成为环境影响评价的重要指标之一，同时也是铀矿
地质勘探设施退役整治工程是否合格的重要评价指标之
一。要获得准确的监测数据应该做好以下几项相关工作：
（1）定期对仪器设备应进行检修、维护，保证仪器
的一致性、稳定性、准确性；
（2）在监测作业前，对监测人员应进行系统化、专
业化地培训，提高监测人员专业素质；
（3）在项目开工前，应结合项目具体特点及要求编
制满足相关规范及设计要求方便可行的监测方案；
（4）同时在监测作业时，应尽可能避免不利的人为
内部因素或气候外部因素干扰，以此保证测量数据的
准确性，为项目的环境影响评价提高可靠依据。
参考文献：
[1]
[2]
[3]
[4]
[5]
[6]
[7]
[8]
[9]
[10]
[J].第二军医大学学报,2011,32(4):349-353.
防护通讯,2009,29(5):36-40.
蔡建明.日本福岛核电站事故对人体健康影响及医学防护
邵春林,何明远.电离辐射旁效应对辐射防护的影响[J].辐射
GB/T14583-93环境地表γ辐射剂量率测定规范[S].1993.
剂量率监测[J].辐射防护通讯,2012,32(2):30-34,44.
响[J].辐射防护,2012,32(6):325-335.
宋建锋,胡丹,丁逊,等.福岛核事故期间浙江地区环境γ辐射
王蕾,郑国栋,赵顺平,等.日本福岛核事故对我国大陆环境影
宋卓人,黄秋豹,刘岳洲.雨后短时间环境地表γ剂量率数值
GB/1584-2009铀矿地质勘察辐射防护和环境保护规定
变化研究[J].环境科学与管理,2015,40(11):138-140.
[S].2009.
EJ913-1994铀矿地质设施退役环境安全规程[S].1994.
EJ/T977-1995铀矿地质辐射环境影响评价要求[S].1995.
讨[J].铀矿冶,2018,37(2):130-134.
程琦福,徐乐昌,颜秀灵,等.铀矿采冶设施退役治理标准探
2024年6月3日发(作者：桂雨筠)
2021年第6期西部探矿工程
191
华南地区环境地表γ辐射剂量率野外监测
王艳丽
*
（广东省核工业地质调查院，广东广州510800）
摘要：生态环境近年来一直成为人们关注的热点，其中导致众多疾病发生的环境辐射值得我们深
入研究。γ辐射剂量率作为环境辐射影响评价的一项重要指标，已在诸多行业及领域被应用。本次
通过γ辐射剂量率在铀矿设施退役整治工程中野外实际监测工作所采集的数据进行分析、讨论，并且
与其他方法对比、验证，结果表明该方法是可行的。因此，γ辐射剂量率野外监测结果可以作为生态
环境影响评价提供可靠依据。
关键词：γ辐射剂量率；监测;退役整治
中图分类号：X837文献标识码：A文章编号：1004-5716(2021)06-0191-03
随着人类社会不断地发展，活动范围不断地扩大，
造成对生态环境的破坏日益增大。2011年4月11日福
岛发生7.1级地震，受大地震影响，福岛第一核电站遭
到严重损毁和破坏，大量放射性物质出现严重泄漏，严
重影响到人类身体免疫系统功能
[2]
，并且导致周边水
土、空气、生物受到严重的放射性污染
[1]
。通过此次事
件，环境辐射安全更加受到环保人士和学者的关注，也
间接促进环境辐射监测技术的提高与发展。
美国作为发达国家，最早在20世纪90年代就建立
了辐射环境监测系统，通过几十年的研究发展，技术水
平相对成熟先进。我国核事业发展起步相对晚于国际
发达国家，导致环境辐射监测技术发展也相对落后于
国际社会。最早在1983年，我国由国家环保总局对全
国环境天然放射性水平开展调查研究工作。通过大量
人力、物力采集到全国γ辐射剂量率数值和土壤天然放
射性核素含量等多项重要成果，得到国际社会认可。
作为核事业的重要参与者，核工业人在解放后通
过50多年的艰苦奋斗，取得了许多光辉业绩，给国家带
来光荣的同时，但也给后代子孙在生态环境上带来了
许多不安全因素。从国家“八五”计划起，核工业人顺
应时代潮流，承担起了对铀矿勘探设施进行退役整治
重担。在我国铀矿勘探设施退役整治中，γ辐射剂量率
监测数值一直作为评价治理工程是否合格的重要指
标。因此，γ辐射剂量率监测数据是否准确对于环境辐
*收稿日期：2020-09-07修回日期：2020-09-07
射监测具有十分重要的意义。
1环境地表γ辐射剂量率的影响因素
依据相关法律、法规及规范，环境地表γ辐射剂量率
是指在田野、道路、森林、草地、广场以及建筑物内，地表
上方一定高度处（通常为1m）由周围物质中的天然核素
和人工核素发出的γ射线产生的空气吸收剂量率（GB/
T14583-93）。生态环境里的辐射一部分来自宇宙射
线，强度比较低，对人体影响较小；一部分来自地壳中，
主要存在于花岗岩火山岩等天然岩石和土壤中，其强
度大小受降雨、风雪和气压等气候因素影响
[4-5]
，这部
分是人类所受辐射的主要来源；另外一部分，主要是因
人类生产及生活活动产生的，如大型的核电站和军事方
面的核武器以及医疗事业中使用的各种电磁设备等
等。随着科技发展的突飞猛进，第三部分产生的危害往
往是灾难性的，比如上文提到的日本福岛核电站事故，
对生态环境造成的损毁几乎是毁灭性的，故对此类辐射
源，人类应该采取最为严格的措施进行开发和使用。
自新中国成立以来，核工业人长期与地质打交道，
完成国家下达的铀矿地质勘探任务。通过长期的野外
工作可以看出，γ辐射剂量受区域地质条件影响较大，
花岗岩地区、火山岩地区环境地表γ辐射剂量率通常高
于其他地区。
2监测方法
由于环境地表γ辐射一部分受到来自宇宙射线的影
项目来源：广西地区军工铀矿地质勘探设施退役整治工程，中央预算内军工核设施退役及放射性废物治理专项资金资助。
作者简介：王艳丽（1987-），女（汉族），河北保定人，工程师，现从事工程地质、环境地质、岩土工程相关工作。
192
西部探矿工程2021年第6期
响，故在监测时应扣除其对监测结果的影响，通常叫做扣
除本底。不同的仪器设备，对宇宙射线响应不用，可以通
过理论计算，也可以通过野外监测本底水平得出。本底
野外监测主要在水深大于3m，距岸边大于1km的淡水面
上进行监测获得，可有效减少地壳中γ辐射的直接影响。
环境地表γ辐射剂量率监测一般有两种方法：即时
监测及连续监测。即时监测：用各种γ剂量率仪器直接
在测点位置上方1m高度测得γ辐射空气吸收剂量率的
瞬时值。连续测量：主要在固定监测点位置安置监测
仪器、热释光剂量计等仪器获取一段时间内环境γ辐射
剂量率的连续变化值或者剂量累计值。环境地表γ辐
射剂量率监测值受雨水、冰雪影响较大，野外工作人员
监测时应时刻紧密关注天气变化，若有降雨或降雪，应
该在天气晴朗6h后且地面无明显积水、积雪后进行测
量，以便保证监测数据的真实性、可靠性
[6]
。
3监测仪器
监测仪器的性能好坏直接关系到监测数据的准确
性、可靠性。为此，测量仪器应满足一定的性能要求：
①有较高的灵敏度；②相对固有误差较小；③自身本底
低，响应能力精准且稳定；④角响应一致；⑤适应野外
气候条件（温度、湿度）较好；⑥体积小、重量轻，以便于
野外携带；⑦电池损耗较低。
目前，环境地表γ辐射剂量率的监测仪器大部分采
用高气压电离室型、闪烁探测点型和具有能量补偿的
计数型γ辐射剂量率仪等仪器。其中具有能量补偿的
热释光剂量计，不仅能够用于固定测量点的常规测量，
也可以给事故发生时提高可靠依据。我单位目前已完
成铀矿地质勘探设施“十二五”退役整治二期工程，所
采用仪器型号为环境监测与辐射防护用χ、γ辐射剂量
当量率仪，该仪器融合了NaI晶体探测器高灵敏度和
盖革计数管宽量程的优点，且增加了快速寻源模式，使
用ABS外壳材质，轻便利于携带。
4监测要求
铀矿地质勘探设施退役整治工程源项设施通常有
废石堆、坑口、被污染道路、被污染水体、剥土、探槽
等。环境地面γ辐射剂量率监测工作，常贯穿于治理工
作前、中、后。在施工中采取边监测、边施工，监测结果
指导施工，竣工后的监测数据可作为判定铀矿地质勘
探设施退役整治工程实施是否合格的基本依据。
根据相关规范要求，治理目标为：退役整治治理后公
众的年有效剂量管理目标值为0.25mSv/a
[7]
；从事铀矿地
质勘查职业工作人员年有效剂量约束值不高于15mSv/
a，结合本项目实际情况，选取5mSv/a作为本次退役施工
过程中的职业照射剂量管理目标值；废（矿）石堆、坑口等
源项设施经治理后，其土壤表面氡析出率不得大于
0.74Bq/(m
2
·s)
[8-10]
，γ辐射剂量率扣除本底后不得大于
17.4×10
-8
Gy/h
[9]
；对于移走废（矿）石堆后的土地，表面氡
析出率和γ辐射剂量率按照接近当地本底值进行控制。
环境地面γ辐射剂量率的监测布点基本要求：
（1）材料的监测。该项目所用土源、砂石、块石、水
泥、水等原材料及成品后的混凝土、砂浆等混合料的γ
辐射剂量率数值均应控制在当地本底水平以内。
（2）清挖治理的监测。
①监测要求。废石堆、污染道路清挖治理过程中
的监测要求：
a.挖至设计深度后，进行γ辐射剂量率监测，如果测
量值满足相应管理限值的要求时，即停止清挖。
b.挖至设计深度后，进行γ辐射剂量率监测，如果测
量值不满足相应管理限值的要求时，应找出原因并确
定续挖深度，继续清挖至γ辐射剂量率满足相应管理限
值的要求时，即停止清挖。
②测点布置要求。γ辐射剂量率的监测布点：每块
场地一般按50m
2
取1个监测点，每个监测点测3～5次读
数后取其平均值，每块场地测点数量均不得少于3个。
（3）覆土治理的监测。
①监测要求。废石堆、剥土等的覆土工程实施过
程中的监测程序如下：
a.厚度及压实度满足设计要求时，进行γ辐射剂量
率监测，如果测量值满足相应管理限值的要求后，再进
行土壤氡析出率监测，如果土壤氡析出率同时也满足
相应管理限值的要求，即停止覆土。
b.土厚度及压实度满足设计要求时，进行γ辐射剂
量率监测，如果测量值不满足相应管理限值的要求，应
按每增加覆盖压实10cm左右厚度土层进行一次γ辐射
剂量率和氡析出率监测，直至γ辐射剂量率和氡析出率
满足相应的管理限值时，即停止覆土。
②测点布置要求。γ辐射剂量率的监测布点：每块
场地一般按50m
2
取1个监测点，每个监测点测3~5次
读数后取其平均值，每块场地测点数量不得少于5个。
5监测数据及分析
本次选取已完成治理工作的铀矿地质勘探设施
退役整治二期工程中某个废石堆相关数据进
行分析讨论。该废石堆按设计要求，经覆土后，覆土厚
度及压实度均满足设计要求后，对该场地地表进行γ辐
射剂量率和氡析出率监测。该废石堆占地面积
1834.52m
2
，裸露面积3930m
2
，按照γ辐射剂量率每块场
“十二五”
2021年第6期西部探矿工程
193
地50m
2
取1个监测点要求，共布置γ辐射剂量率测点79
个，见图1。该废石堆具体监测数值见表1（由于实际测
量的γ辐射剂量率数据量较大，只截取部分数据）。
分析数据我们可得，该废（矿）石堆治理后γ辐射剂量
率平均值为28.7×10
-8
Gy/h，其中最小值为25.9×10
-8
Gy/h，
最大值为33.8×10
-8
Gy/h。以上数据扣除本地区本底值
19×10
-8
Gy/h后，所有数值均小于17.4×10
-8
Gy/h，满足相
关规范及设计要求。经过土壤氡析出率监测，得到相关
数据均小于0.74Bq/(m
2
·s)管理限值。因此，在覆土厚度
表1
编号
1
#
2
#
3
#
……
74
#
75
#
76
#
77
#
78
#
79
#
测量位置
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
……
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
шT-5、шT-7
地表介质
土壤
土壤
土壤
……
土壤
土壤
土壤
土壤
土壤
土壤
30.5
25.2
25.6
……
23.1
25.3
23.4
25.2
24.7
22.9
废（矿）石堆γ辐射空气吸收剂量率监测表
γ辐射空气吸收剂量率（10
-8
Gy/h）
范围
~
~
~
……
~
~
~
~
~
~
32.2
35.6
31.5
……
34.9
35.0
34.1
34.5
33.0
32.2
均值
32.0
30.3
29.0
……
31.0
31.6
30.5
29.2
28.5
26.5
标准差
1
3
2
……
4
3
4
3
3
3
备注
坑口
图1ⅢT-5、ⅢT-7废石堆辐射环境监检测点示意图
及压实度达到设计要求，并且γ辐射剂量率和氡析出率
同时也符合相关规范和设计要求，可以停止进行覆土。
6结论
随着环境地表γ辐射剂量率监测水平的不断提高，该
数值已成为环境影响评价的重要指标之一，同时也是铀矿
地质勘探设施退役整治工程是否合格的重要评价指标之
一。要获得准确的监测数据应该做好以下几项相关工作：
（1）定期对仪器设备应进行检修、维护，保证仪器
的一致性、稳定性、准确性；
（2）在监测作业前，对监测人员应进行系统化、专
业化地培训，提高监测人员专业素质；
（3）在项目开工前，应结合项目具体特点及要求编
制满足相关规范及设计要求方便可行的监测方案；
（4）同时在监测作业时，应尽可能避免不利的人为
内部因素或气候外部因素干扰，以此保证测量数据的
准确性，为项目的环境影响评价提高可靠依据。
参考文献：
[1]
[2]
[3]
[4]
[5]
[6]
[7]
[8]
[9]
[10]
[J].第二军医大学学报,2011,32(4):349-353.
防护通讯,2009,29(5):36-40.
蔡建明.日本福岛核电站事故对人体健康影响及医学防护
邵春林,何明远.电离辐射旁效应对辐射防护的影响[J].辐射
GB/T14583-93环境地表γ辐射剂量率测定规范[S].1993.
剂量率监测[J].辐射防护通讯,2012,32(2):30-34,44.
响[J].辐射防护,2012,32(6):325-335.
宋建锋,胡丹,丁逊,等.福岛核事故期间浙江地区环境γ辐射
王蕾,郑国栋,赵顺平,等.日本福岛核事故对我国大陆环境影
宋卓人,黄秋豹,刘岳洲.雨后短时间环境地表γ剂量率数值
GB/1584-2009铀矿地质勘察辐射防护和环境保护规定
变化研究[J].环境科学与管理,2015,40(11):138-140.
[S].2009.
EJ913-1994铀矿地质设施退役环境安全规程[S].1994.
EJ/T977-1995铀矿地质辐射环境影响评价要求[S].1995.
讨[J].铀矿冶,2018,37(2):130-134.
程琦福,徐乐昌,颜秀灵,等.铀矿采冶设施退役治理标准探