铀矿地质勘探设施四篇

铀矿地质勘探设施 篇1

关键词：铀矿地质勘探设施,环境影响,治理方案

0 引言

近几十年来,我国核工业地质队先后在华南、华东、西北地区开展了铀矿勘探普查和详查工作,确定了面向花岗岩、火山岩等硬岩型矿床和原地浸出型矿床的找矿方向,发现了十余个大型铀矿床,为国家铀资源保障作出了重大贡献。然而,大范围铀矿地质勘探也对周边环境产生了较大的负面影响。勘探工程结束后,地表遗留了大量废石、坑道、浅井、竖井、探槽等,它们大多未经治理,不断向环境中释放放射性物质,对周边群众形成内、外照射,产生放射性危害。同时,未封闭的坑道、竖井、探槽等也存在人畜坠入的非放射性危害。遗留在地表铀矿地质勘探设施,已经改变了区域辐射环境,引起了当地群众的恐慌。因此,有必要对铀矿地质勘探遗留设施进行退役治理,减少其对公众、环境的危害。

1 我国铀矿地质勘探遗留设施的特点

我国铀矿地质勘探工程多为山地工程[1]。根据我国铀矿地质勘探选用的探矿方式和规模,其地表遗留设施有:废石(围岩矿石和夹石)、副产矿石、坑道、塌陷坑、浅井、竖井、探槽、剥土以及地质实验室、小型水冶厂和构筑物。其主要呈现以下几个特点。

1.1 勘探工程产生废(渣)石量大、点多、面广

几十年来,我国铀矿地质勘探遍及全国大部分省区。在全国范围内,井探、槽探、钻探、坑探工程产生的大量废(渣)石,它们被广泛堆放于数十个省区上百个市县,分布于数万平方公里土地之上,占用大片耕地和绿地。其中,有的堆放场地废(渣)石量只有十几吨,有的堆放点高达数十万吨。以陕西省为例,目前已退役和正准备退役地质勘探铀矿床(点)就多达52个,分布于20多个市县。其中,坑道多达248条,废石堆211个,共计废矿石总量约112万吨。就单个铀矿床而言,勘探遗留设施还表现出点多、分散的特点。例如我国安徽响洪甸某矿床,地质勘探后,共遗留坑井口23个、废石场14个、尾渣库3个。这些坑道口、废石堆在人烟稀少的山地和人口稠密的居民区同时存在,分布于10km内不同坡度、不同海拔的7个沟段[2]。

1.2 勘探遗留设施放射性水平低

我国铀矿石品位比较低,一般为0.05%~1%[3]。因此,坑探、槽探、井探以及揭露地表等活动产生的固、液、气体废物都属于低放射性废物。其中,固体废物主要是挖掘地表产生的废石和副产矿石。废石铀含量为0.004%左右,放射性比活度约为7.36×103Bq/Kg;副产矿石铀含量一般大于0.1%,放射性比活度约为1.84×105Bq/Kg[4]。气态废物则主要由氡及其子体和放射性气溶胶组成。液态废物主要是坑道流出的含铀、镭的涌水以及降雨淋洗废石产生的放射性废水。与我国铀矿冶系统产生废石、流出物相比,地质勘探遗留设施放射性水平偏低,废物总量也较少。

1.3 勘探遗留设施数据、资料缺失严重

地质勘探工作具有区域性、间断性、流动性的特点。即勘探队伍在一定时间段内只对某个区域进行地质勘查和普查,工程完成后,地质队撤离该区域并转移到新区域继续新的勘探和普查工作。通常,铀矿地质队伍撤离后,原先遗留在地表勘探设施(种类、数量、位置、探矿参数、分布情况、污染程度、放射性水平等)资料也随之带走,不为群众所知,使得周边群众不能积极、主动地进行辐射防护,防止放射性危害和一般安全危害发生。除此之外,20世纪90年代我国还对矿业勘探系统作出了重大调整,对原国家核工业地质队大部分进行属地化管理。国家政策的调整、责任方变迁,使得铀矿勘查设施资料分散、流失,造成了勘探设施源项数据的不明确、不完善,给后续退役治理造成巨大困难。

2 铀矿地质勘探遗留设施对环境的影响

环境是人类赖以生存和发展的基础。铀矿地质遗留设施对环境的影响主要可分为辐射影响和非辐射影响两方面。

2.1 辐射影响

铀矿地质勘探场地属于开放性场所,人员可以自由出入。因此,无论在勘查工程施工中,还是普查、详查工作结束后,地表勘探设施都会有放射性物质的释放,对人员产生连续的、低剂量放射性照射,危害勘探人员和周边群众的健康。其辐射、照射主要由地表挖掘废石、副产矿石以及揭露地表产生的γ外照射和坑井口、竖(浅)井、废石堆等产生的氡及其子体形成的内照射组成。其中,内照射关键途径是吸入。相关资料显示,我国铀矿地质地表遗留设施产生γ外照射剂量率约为当地本底4~5倍[4],占个人剂量贡献50%~80%。废石堆氡析出率一般为0.54~2.0Bq/m2·s,略高于国家限值水平。坑道口、竖(浅)井口、探槽等设施氡浓度为几十至几千Bq/m3,部分坑口可达上万Bq/m3。空气中氡浓度呈现出很大的变化范围,受铀矿石品位和探矿方式、通风等因素影响剧烈。我国部分铀矿床(点)地质勘探遗留设施的放射性水平如表一所示。

由表一可知,5个铀矿床(点)废石堆γ吸收剂量率较高,远远高于当地环境本底(10.7~15.0)×10-8Gy/h,γ外照射导致周边群众年剂量分别为0.579m Sv、0.610m Sv、0.872m Sv、0.548m Sv、0.341m Sv,超过了我国核行业有限制开放场地限值0.25m Sv,处于公众年剂量限值1m Sv范围之内[5]。铀矿床(点)氡析出率和部分坑井口氡浓度也较高,可能对附近群众形成严重内照射,发生确定性效应。

我国铀矿地质勘探产生的废石大多随意堆放。有的堆放在山沟、河床旁,有的堆放在居民区,有的堆放在环境保护区,有的堆放在少数民族集聚地区[6]。它们不仅占用了大量土地,而且大多未经防护,经过降雨、洪水冲刷,废石大量流失,放射性核素向周边环境迁移,造成放射性污染范围进一步扩大。同时,废石中放射性核素镭还会衰变成氡并从表面气隙析出,以扩散、对流等方式向空气中传播,造成局部空气放射性水平升高,空气质量下降。除此之外,由于周边群众对放射性认识不够,利用废石建房、铺路,额外增加辐射剂量负担,对当地居民生产、生活和生态环境构成了潜在性辐射危害。

2.2 非辐射影响

铀矿地质地表遗留设施对环境也存在严重的非辐射影响。首先,大量未封闭的坑道口、浅井、竖井、探槽存在于矿床(点)各个沟段,存在人畜误入或坠入风险。其次,堆积的废(渣)石凌乱分布于地表,不仅对原先地形地貌造成很大程度上的破坏,而且对当地植被和生态环境恢复带来了很大问题。例如四川高海拔某矿勘探点地质勘查后,由于生态条件恶劣,其地表植被难以恢复[7]。除此之外,降雨、洪水冲刷,堆积在地表的废(渣)石也可能流入河流,致使河床升高。

3 铀矿地质勘探遗留设施的环境治理

根据《中华人民共和国放射性污染防治法》,必须对铀矿地质勘探遗留设施的放射性污染进行治理,以达到保护公众、环境的目的。为了科学、系统地对铀矿地质遗留设施进行整治,借鉴铀矿冶系统放射性环境影响评价模式,其环境治理主要包括确定管理限值、调查放射性源项、制订工程治理方案三个步骤。

3.1 管理限值

管理限值是评价铀矿地质勘探遗留设施环境影响和进行环境治理的基础。目前,我国铀矿冶放射性废物以及铀矿地质勘探设施的处理、处置,其管理限值一般采用以下原则:

(1)凡属国家或部颁标准中已经确定现行管理限值,直接采用。

(2)凡属国家或部颁标准中没有确定现行管理限值,而在退役治理又存在不可忽视的某种危害时,根据“低于个人剂量基本限值并为其他照射留有余地;考虑使用方式和退役深度”原则确定其管理限值。

为了更好地对我国铀矿地质和铀矿冶放射性废物进行治理,近年来我国出台了一系列国家和行业标准,确定了许多管理限值。对于铀矿地质遗留设施的环境治理,其主要辐射指标国家管理限值水平如表二所示。

3.2 源项调查

铀矿地质勘探遗留设施作为放射性污染源项,明确各源项位置、性质、结构参数、排放总量就显得十分重要。源项调查中,首先,要根据勘探区历年资料,明确在未进行勘探时的环境(自然环境、社会环境)特征和天然环境。其中,自然环境主要包括地理位置及交通概况、地形地貌、矿床地质和水文地质、地表水系、气候和气象、土壤和生态情况、自然灾害等;社会环境主要为人口状况、工农业发展状况和人文及社会经济状况。然后,充分调查、收集铀矿勘探后遗留设施(坑井口、探槽、塌陷坑、浅井、竖井、剥土、废石堆等)源项参数,为工程治理方案做好依据和基础。铀矿地质勘探遗留设施源项调查所需调查的几何参数和辐射指标如表三所示。

3.3 工程治理方案

本着辐射防护最优化原则,因地制宜,充分考虑恢复当地生态环境需要,根据勘探设施源项参数,选用《核工业三十年辐射环境质量评价》模型和参数,以及相关国家或行业管理限值水平,进行环境放射性评价,对各遗留设施制订具体工程治理方案。从组成角度划分,铀矿地质遗留设施环境治理主要包括废(渣)石堆的治理、坑道口的治理、竖(浅)井的治理、探槽的治理、塌陷坑和剥土的治理。

3.3.1 废(渣)石堆的治理方案

依据《铀矿地质辐射防护和环境保护规定》,对放射性比活度大于7.4×104Bq/g废石应尽可能回填至坑道或者竖井中,对小于7.4×104Bq/g废石应建坝稳定存放或就地浅埋,并实施土壤覆盖并植被。在我国铀矿地质遗留设施治理实践中,考虑我国具体国情国力,废石堆治理主要有清挖回填方案、集中处置、原地覆盖方案。

对于废石量少、运距短、可以完全消纳于坑口或竖(浅)井的废石堆,尽可能采用清挖回填井口的方案。方案具体为:将副产矿石、废石就近运至坑井口,回填,覆盖土壤并进行植被。施工过程应根据我国“边施工边监测、监测指导施工”退役整治原则[8]和放射性废物最小量化原则进行具体实施。废石清除后,还应对其堆放场地进行土层取样分析,取样深度0~30cm,使其到达GB14586-93规定标准。

我国铀矿地质遗留设施具有点多、分散的特点[9]。对于具备施工条件和运输条件的废石场,多采用集中处置方案。即将各地分散废石堆,统一集中起来,进行处理、处置,减少其污染面积,使原址达到无限制使用程度。

对于地形坡度大的山区或丘陵地区,则多采用原地覆盖方案。即将废石堆堆放场地使用黏土或亚黏土覆盖,而后修筑护坡、建挡渣墙,修排水沟,植被等方法来进行治理。具体方案为:首先平整场地、消除土包、整坡并设置马道,然后覆土并分层压实(压实度≥85%),植树种草,设置警视标识,达到有限制开放使用程度。对于废石堆覆盖的土层厚度一般采用当地覆盖实验拟合出来的公式进行计算。例如,核工业第四研究院在7901矿床废石堆覆盖实验由数据拟合的公式为:

其中,X为经夯实后覆盖土层厚度,Ji为覆盖前废石堆氡析出率均值,J0为废石堆氡析出率的管理限值0.74Bq/m2·s[9]。在实际实践中,覆土厚度还要考虑风蚀、雨蚀、生态恢复等自然因素和人为因素影响,额外增加一定覆土厚度。除此之外,还应在废石堆坡脚设置挡土墙、马道、修筑边沟以稳定边坡和覆土,防止雨力侵蚀,保证工程治理效果。

3.3.2 坑道口治理方案

铀矿地质勘探工程结束后,遗留了大量未经封堵坑道(井)口。它们的治理视有无涌水情况,可以分为无水坑道口封闭治理方案和有水坑道口封闭治理方案。

无水坑道口封闭方案:无水坑道口采用两道浆砌毛石墙进行封堵。首先,在距离坑道约7~10m岩性较稳定处砌筑第一道嵌入底板和两侧0.2m深的毛石墙,墙厚约1.2 m;然后,在墙后充填勘探过程产生的废石;接着,在距硐口2m处砌筑第二道嵌入底板和两侧0.2m深的毛石墙;最后,用土掩埋硐口,按一定坡率进行堆积、夯实(压实度≥85%),覆盖植被。

有水坑道口封闭方案:为了去除涌水中悬浮物和降低水中铀含量,一般采用被动式疏水方案。具体措施为:首先,在距离硐口5~10m岩性较稳固处砌筑第一道嵌入底板和两侧各0.2m深的砼墙,墙厚1.2m;其次,在墙后设置简易砾石过滤层和集水池;并在过滤层填埋滤水管,将坑道水引至集水池;然后,在集水池旁砌筑第二道嵌入底板和两侧各0.2m深并自身墙厚1.2m的砼墙,并预埋排水涵管将坑口出水导出,用暗管外排;最后,堆积土层并夯实(压实度≥85%),覆盖植被。

3.3.3 探槽治理方案

铀矿地质勘探探槽可以分为与地形等高线垂直的纵向探槽和水平方向上的横向探槽。对于纵向探槽,一般先回填土层,然后压实、植树种草。横向探槽则采用消坡法治理,即人工放缓槽壁边坡后植树种草。

3.3.4 竖井、浅井治理方案

铀矿地质地表遗留设施中的浅井、竖井多采取废石回填、井口覆土封堵治理方案。即利用附近地质勘探产生的废石,将井筒回填至约距地表1.5m处,然后回填土壤,夯实土层,在其上覆盖砾石等风化料,防止自然因素和人为因素对地表破坏,以恢复当地生态环境。

3.3.5 塌陷坑、剥土的治理方案

铀矿地质勘探后,可能会存在少量塌陷坑。对于塌陷坑则采用将附近废石或土层将其填埋至地平,夯实后覆盖土壤,植树并种草绿化。对于铀矿揭露地表活动产生的剥土,由于裸露面积较大,常采用边监测边覆土的方法进行覆盖治理,后进行植被绿化。

4 结束语

铀矿地质勘探遗留设施退役治理,需要结合勘探当地具体实情,根据各污染源项参数和国家限值,充分考虑经济和社会要求,提出适宜的具体工程方案进行治理,以达到恢复当地自然环境的目的。值得注意的是,施工完成后,还应对已退役整治的勘探工程遗留设施进行定期检查和维护,防止自然和人为因素破坏,使得自然地貌完全恢复。退役治理后,需建立长期有效的监督、保护机制,评估其退役效果,确保治理效果的稳定性和有效性,以改善当地人居环境,保障公众健康与安全。

参考文献

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铀矿地质勘探设施 篇2

湘南及湘粤边区成矿带区地形平缓, 海拔一般为200~600m, 最高1594m, 相对高差50~250m, 最高500m以上, 其范围为北纬25°08′~26000′, 东经112°15′~113°05′南北长105km, 东西长65km。区内花岗岩和震旦、寒武系浅变质岩分布区地势高、切割深度较大, 属中低山;侏罗、白垩和第三系红盆分布区, 地势低洼, 为山间盆地;碳酸盐岩广泛分布区, 地势平坦, 主要表现为岩溶性洼地和波状丘陵, 洼地丘陵一般被第四系复盖, 波状丘陵多呈裸露形弧峰和残丘地貌景观。溶沟、溶槽、溶洞、漏斗等溶蚀现象常见。

湘粤边区岩体外围地层为震旦系—寒武系地层, 为一套浅变质的千枚岩、炭质板岩、变质砂岩和硅质板岩, 局部出现石英云母片岩。总厚度700~800, 含铀丰度值为6.36~10.6, 其中变质砂岩达2.3~10.6。岩体和浅变质岩间多为侵入接触关系, 常见宽度不等的热变质带, 可见斑点板岩、红桂石角岩等。

2 区域地质特征分析

2.1 地层

泥盆系棋子桥、佘田桥及锡矿山组等碳酸盐岩, 主要由灰岩、白云岩组成, 溶洞和溶蚀裂隙发育, 含水性较好, 泉水流量一般在0.1~3升/秒之间, 为中等含水岩组, 地下水埋藏较深, 泉一般稀少;跳马涧、锡矿山组的碎屑岩和泥灰岩, 因岩石坚硬, 裂隙不发育, 为弱含水组;石磴子段、梓门桥段及壶天群等层位, 主要由厚~巨厚层状灰岩、白云岩、白云质灰岩组成;溶沟、溶洞、陷落漏斗、洼地等岩溶现象普遍发育, 特别是沿断裂构造和白云质灰岩与质纯厚层灰岩的接触界面最明显, 泉水呈串珠状或散点状出现, 常形成地下暗河, 含丰富的岩溶水, 为强含水岩组。值得指出的是, 石磴子顶部夹的薄层生物碎屑灰岩及偶夹泥质灰岩和钙质页岩, 本身含水性差, 但受构造影响及岩溶塌陷部位, 岩石破碎, 含水性变好, 是地下水流速减缓、聚汇、储存的有利空间, 也是形成淋积型铀矿床所具备的水文地质环境;二迭系除栖霞组厚层灰岩岩溶发育, 富含岩溶水, 为强含水岩组外, 当冲、龙潭层位中的硅质岩、碎屑岩, 因岩石结构致密, 一般含层间裂隙水和孔隙裂隙水, 泉水流量一般0.01~0.2升/秒之间, 含水性均较差, 尤其是当冲组本身硅质岩不含水, 只有被断裂切割和背斜轴部地段, 张裂隙发育, 岩石破碎, 才弱含裂隙水。正因为这样, 栖霞组灰岩与当冲组硅质岩强弱含水组临接上下地段的凹陷 (古岩溶塌陷) , 断块陷落等部位和构造挤压破碎带, 往往形成较为封闭的蓄水环境, 对铀成矿是个有利条件, 这已被有关矿点所证实。

2.2 岩浆岩

以花岗岩为代表的复式大岩体, 岩石致密, 坚硬, 节理裂隙发育, 含风化裂隙潜水和构造裂隙脉状水, 泉水流量一般为0.01~0.5升/秒, 最大2升/秒左右。接触带泉水流量一般0.3升/秒, 大者为2~5升/秒。小岩群地段的小岩体内, 裂隙发育, 地下水露头也较多。

2.3 构造

全区主要受郴怀、耒临两断褶带中段控制, 因构造规模大, 活动期次多, 岩石受挤压破碎, 是控制地下水活动的主要通道, 含有丰富的构造裂隙水, 郴怀成矿带中段构造体系见图1。

尤其是在主干断裂一线和两大构造带复合部位, 或是同一构造体系的两组断裂的交接处, 经常为地下水汇聚活动的场所, 常见泉水在一些负地形中呈串珠状出露。区内碳酸盐岩分布区出现的一些大泉 (流量大于100升/秒以上) 也往往产于这些地段中, 由岩溶水和构造水互相沟通所致。构造带的规模、性质、充填物及其切过的地层岩性不一, 其富水程度往往相差很大, 即使是同一构造, 由于走向、倾向上的变化, 同样导致含水不一。

湘粤边区岩体东部主要分布有白垩系红盆, 岩体与红盆之间多为断层接触, 出现一系列断陷红盆。岩体两侧分别受北北东向深大断裂带控制。岩体内还发育有多条北东向、北北东向规模较大的断裂及近东西向分布的多种脉岩组成的脉岩带, 充分显示区内断裂构造的强烈活动。由于这些断裂构造和脉岩的强烈活动, 在断裂上盘及与之平行的罗坑断裂两者的夹持区内形成了一系列宽大的碎裂蚀变岩带, 为铀成矿提供了广阔的储矿空间。

3 区域铀矿成矿条件与特征分析

湘南地区内以花岗岩的伽玛底数最高, 是本区的富铀地质体, 沉积岩区各时代地层的铀含量普遍较低, 但岩石伽玛底数呈有规律的变化, 表明沉积古地理环境对岩石含铀性有一定的影响。

泥盆系的棋梓桥组、佘田桥组, 石炭系和石磴子段、测水段等, 底数的正偏系数较大;二迭系地层的峰度系数的负值, 表明铀分布不均匀, 区间较宽, 局部富集的可能性较大, 是找矿的有利层位。图区内含晕圈最多的是石炭系地层, 而含晕密度则以二迭系地层最大。并以当冲组、石磴子段、棋梓桥组三个层次为晕的主要赋存层位。伽玛场受南北向褶皱构造和北东向断裂构造的控制最明显;在断裂构造的复合及变异部位, 花岗岩的内外接触带, 伽玛晕圈最好, 是找矿的有利部位。值得一提的是, 本区中部西起嘉禾、石桥, 东至桂阳、黄沙坪一带有一定数量的异常点带, 偏高场出露较多起分布隐约受一组近东西向断裂构造控制, 这一信息值得重视。

而湘粤边区内矿田内铀矿床类型也比较简单, 多为花岗岩型铀矿, 又可分为碎裂蚀变岩型和硅化破碎带型两个亚型, 其中以碎裂蚀变岩型为主, 碎裂蚀变岩带及其中的裂隙带是最主要的储矿场所, 碎裂蚀变岩带直接控制铀矿化分布范围。矿体呈群脉状、鱼群状展布, 矿床无主矿体, 当矿体受单裂隙控制时, 呈简单的脉状, 受裂隙组复合控制时, 矿体形态复杂, 多呈不规则状或透镜状。矿体多短小, 沿走向、倾向延伸一般20km, 。目前控制矿带矿体最大垂幅480m, 深部未封边, 预计矿体群向深部还有较大延伸空间。

本区域矿田各矿床的围岩蚀变除局部较强外, 总体不强。根据围岩蚀变与铀矿化关系, 可分为成矿前蚀变, 成矿期蚀变和矿后蚀变。矿前蚀变为云英岩化、白云母化、碱交代、水云母化;矿期蚀变主要为赤铁矿化、绿泥石化、水云母化、黄铁矿化、萤石化、硅化、碳酸盐化;矿后蚀变为浅萤石化、碳酸盐化、硅化。依据矿石主要特征性蚀变矿物, 将矿田主要矿石类型分为五种:铀-赤铁矿型 (红化型) 、铀-绿泥石、水云母型 (绿化型) 、铀-萤石型、铀-碳酸盐型和铀-微晶石英型。前四种矿石类型主要产于碎裂蚀变岩亚型铀矿, 仅铀-微晶石英型矿石主要产于硅化破碎带亚型。一般碎裂蚀变岩型铀矿化主要分布于岩体中部地区, 向外环带主要为硅化破碎带型铀矿化。

碎裂蚀变亚型铀矿化一般以铀-赤铁矿型为基本矿化, 矿石品位一般在0.1%以下, 当叠加有其它矿化类型时, 矿石品位可达0.1%以上。铀在矿石中的存在形式主要有两种:其一是沥青铀矿, 呈微细脉充填在微裂隙或超显微裂隙中;其次呈吸附状见于铁质矿物或粘土矿物集合体中。矿石构造主要为微脉浸染状和网脉状构造及角砾状构造。矿石结构主要为碎裂花岗结构, 其次是结晶结构、胶状结构和出溶结构。铀矿床典型地质剖面参见图2。

从以上分析可以看出, 通过对湘南及湘粤边区整体区域内岩体铀成矿特征进行系统研究, 如岩体各期次侵入体、矿田矿床构造、热液蚀变、矿物成分、地球化学、富矿富集规律等, 较系统地总结了花岗岩型铀矿床的成矿条件、矿床成因、找矿判据等成矿规律认识, 对指导本区域铀矿找矿及开发具有十分重要的意义。根据地质勘察和最新研究成果, 成矿集中体现在以下几个方面:

⑴铀矿集区或铀矿田位于多组深大断裂交汇部位、多期次强烈构造岩浆活动中心和多期次的热液蚀变叠加区。如南雄矿田 (诸广岩体南部) 位于北东向吴川一四会深断裂带、北西向惠来一汝城深断裂带、近东西向九峰一仙游大断裂的交汇部位。南雄和下庄两矿田均处于强烈的构造岩浆活动区, 区内岩浆活动频繁, 从加里东期到海西一印支、燕山期各时期均有岩浆活动。同时岩浆期后伟晶岩化、白云母化、电气石化, 幔汁侵过程形成的各种碱交代以及各种热液蚀变发育。

⑵铀矿床定位于构造、岩浆、蚀变“三位一体”中。“三位一体”中的“构造”是指多组控矿构造交汇区, “岩浆”是指燕山晚期拉张环境下的深源酸性和基性岩浆叠加, “蚀变”是指岩体碱交代、白云母化等碱性蚀变与其后的硅化、水云母化、绢云母化等酸性蚀变叠加。

⑶含矿构造的变异部位、含矿构造与控矿构造及含矿构造之间的交叉复合部位、不同岩浆期次及不同岩性接触界面、晚期小岩体内外接触带的凹槽和圈闭部位以及基性岩脉与含矿构造相交的“交点”部位是矿体赋存的有利部位。

⑷可将湘南及湘粤边区整体区域花岗岩地区晚期细粒花岗岩小岩体分为5类, 即司前式、帽峰式、似帽峰式、竹筒尖式、竹山下式。其中帽峰和似帽峰式为深源浅成至超浅成岩浆形成, 与铀矿化关系密切。提出花岗岩型铀矿存在早、晚两期铀成矿作用, 并分析其不同点和共同点, 指出早期铀矿是今后找矿的重点。

⑸印支期花岗岩与大规模铀成矿作用有关。通过对诸广岩体的南雄矿田和贵东岩体的下庄矿田控矿主岩的岩相学特征研究, 认识到长江、百顺矿区和下庄矿田的铀成矿作用可能主要受控于印支期花岗岩, 城口矿区的主岩可能是燕山期花岗岩。区内花岗岩型铀矿床统计也初步证实上述认识, 上述矿田的花岗岩型铀矿床分布于印支期岩体或岩体附近, 其中大中型矿床占90以上。

⑹基性岩脉、碱交代与铀矿化关系密切。下庄矿田产于花岗岩体内的3期 (140Ma、105Ma和90Ma) 基性岩脉, 与铀矿化的形成时间具有很好的对应性, 尤其是交点型及碱交代型铀矿床的形成时期。对氢、氧、碳同位素 (δDH2O、δ18OH2O、δ13C) 研究表明, 深源基性岩浆活动带来了地幔的成矿流体和矿化剂乏ΣCO2。同时, 由于基性岩浆的上侵, 带来富碱 (K, Na, Li) 、富挥发分 (CO2, S, H2O) 地幔流体, 使花岗岩中的铀被活化、溶解、迁移, 并在富含Fe2-的基性岩脉中被还原沉淀和富集。

⑻富铀矿多赋存于铀高场、钾高场、钍低场部位, 尤其是钍特低场区内 (或附近) 的铀高场、钾高场区, 往往是富铀矿床的富集部位。

4 找矿思路及方向

4.1 工作思路

⑴本区域内找矿类型以花岗岩型为重点, 其次为火山岩型、砂岩型和碳硅泥岩型。

⑵优先安排湘南及湘粤边区1类花岗岩地区找矿工作, 并对预测有资源量的地段开展普查, 对含矿构造、矿化蚀变发育等找矿线索明显的地段进行调查评价, 重视老矿区的解剖和研究工作, 提高找矿效率;重视2类规划地区铀资源潜力调查和评价;加强湘南及湘粤边区花岗岩型、火山岩型铀矿成矿条件研究, 发现新的找矿线索, 提高现役矿山后备资源的保证程度。

4.2 找矿思路

⑴引进新理论及地学研究新成果, 如深源岩浆、幔汁、碱汁对铀成矿的贡献, 分析成矿条件, 寻找成矿的有利地段。

⑵采用新技术、新方法, 如综合物化探方法 (地面伽玛能谱、氡法 (Po) 和土壤天然热释光法) 寻找隐伏铀矿体;应用电法、电磁法、地电化学等方法查找含矿构造的产状、规模等。

⑶加强控矿构造的研究, 鉴别含矿构造性质、特征, 分析含矿构造中含矿与无矿、富矿与贫矿的异同, 缩小找矿目标, 提高找矿效益。

⑷根据多数矿体在走向上、倾向上具有尖灭再现、尖灭侧现等规律, 重新评价老矿区、矿床深部及外围的找矿远景, 选择1~2个矿床对其深部进行探索性探矿, 加强对300~500m间的勘探, 突破500m以下的找矿空间。

⑸与时俱进, 因地制宜评价闭坑或即将闭坑矿床残余的铀资源量, 提高资源利用率, 减少环境污染。

4.3 找矿方向

⑴构造、岩浆、蚀变“三位一体”是铀矿形成最有利的部位, 也是寻找花岗岩型铀矿的靶区。

⑵湘南的郴怀、耒临、湘粤下庄地区是一个铀矿高度富集的聚集区, 是华南地区富铀矿分布区、铀矿床分布密度最大地区, 区内“交点型”、碱交代碎裂岩型和群脉型铀矿是今后找矿的主要目标类型和找矿方向, 其中下庄南部以寻找“交点型”铀矿为主, 北部以寻找碱交代碎岩型和群脉型铀矿为主。

⑶湘粤边区诸广岩体南部呈北东向展布的南雄断裂带、塘洞断裂带是区内两条大型控矿断裂带, 带上硅化、碱交代、绿泥石化、水云母化极为发育, 且多处有能谱、航空能谱及其它放射性异常晕圈, 是寻找大型铀矿床的有利地段。

参考文献

[1]湖南省地矿局, 《湖南省区域地质志》[M];北京, 中国地质出版社1990, 1

[2]邓平, 沈渭洲, 凌洪飞, 等.地幔流体与铀成矿作用:以下庄矿田仙石铀矿床为例[J].地球化学, 2003.32

[3]吴烈勤, 谭正中.粤北下庄矿田富矿找矿前景探讨[J].铀矿地质, 2004.20

特大铀矿勘探背后 篇3

在由中央地质勘查基金投资实施的内蒙古中部大营地区铀矿勘查中，我国发现了国内最大规模的可地浸砂岩型铀矿床。据悉，铀储量达到6万吨，可以供应6个100万千瓦的核电站同时使用60年。

这一特大型铀矿是如何发现的，地质勘探过程中有哪些故事？《国企》记者走进特大铀矿地质勘探参与者中煤地质工程总公司为您揭秘。

“煤铀兼探”一矿变双矿

“按照中央地质勘查基金‘煤铀兼探’的找矿新思路，我们在找煤过程中积极参与找矿，尤其注意放射性异常的钻 孔。”中煤地质工程总公司负责人向记者讲述了中央地质勘查基金组织的铀矿勘查会战的起因。

为了彻底清查铀矿的本来面目，中央地质勘查基金管理中心根据找煤揭露 放射性异常的情况，进行了找铀预查和普查两个阶段的设计，并组织了分别隶属于中国核工业集团、中国煤炭地质总局、内蒙古国土资源厅和地勘局的4支勘查队伍、28台钻机、500余名勘查技术和施工人员，顶严寒、冒酷暑，精心组织、科学施工，苦战300天，一举实现大营铀矿勘查的快速重大突破。

“借助于‘煤铀兼探’，一矿变双矿。”中煤地质工程总公司总经理助理、北京地质调查分公司经理、高级工程师宋宗维向记者解释，“煤铀兼探”是指根据区域矿产分布规律，进行勘查技术优化组合，在开展煤炭勘查的同时，利用煤炭钻孔同步进行放射性测井和编录，探索砂岩型铀矿存在的可能性。就是说，一个钻孔要解决两个问题。当然，不是搞任何地质调查都要煤铀兼探。因为铀矿成矿条件复杂，找矿难度大，煤铀兼探的前提是该地区理论上既有煤又有铀。

为具体落实“煤铀兼探”， 中煤地质工程总公司工程技术人员运用地质测量、水文地质调查。二维地震、钻探、数字测井、采样测试相结合的综合勘查方法，协同核工业二。八大队对区域内的煤层气和铀进行同步评价。铀矿勘查会战期间，中煤地质工程总公司始终认真坚持按这一工作思路进行工程布置，利用煤炭勘查的全部钻孔统一同步进行放射性铀测井，对含矿岩层直罗组和延安组上段岩芯进行放射性编录、取样，进一步研究目的层砂体的展布及层间氧化带发育特征，准确定位层间氧化带前锋线的空间位置，圈出找矿靶区，为进一步开展铀矿勘查提供依据。此后，这一思路在实践中取得了丰硕成果，砂岩型铀矿找矿取得重大突破，新发现一处巨型铀矿带，由上下两层构成，并有富矿地段出现，具有超大型铀矿的潜力。经此一役，中煤地质工程总公司积累了“煤铀兼探”综合勘查的宝贵经验。

通过“煤铀兼探”，不仅节省了大量铀矿前期找矿投资的时间，缩短了4至5年的铀矿勘查周期，而且最大程度地利用了已有的资源如煤炭钻孔，减少了核放射污染。预计铀矿资源开发利用后可取得显著的经济效益和社会效益。当然，更重要的是保障了中国的能源安全。

艰苦环境下的勘查会战

腾格尔一首粗犷、高亢的歌曲《天堂》令人对内蒙古草原充满无限向往，现实中地质工作者所面对的工作环境却是无尽的风沙，肆虐的寒风，繁重的劳动……

“对于铀矿勘查会战，我们是实施者、见证者和参与者。在艰苦的环境中，我们的科技人员做了很多探索，更积极配合核工业208队、内蒙古地勘局等兄弟单位开展工作。事实上，也是大会战促进了大发现。”中煤地质工程总公司负责人告诉记者。中煤地质工程总公司（中国煤炭地质总局特种技术勘探中心）所能胜任的工作不仅局限于煤炭勘探，而且拓展至金属矿勘探及承担全国性地质调查项目等。

中煤地质工程总公司负责的项目位于内蒙古库布齐沙漠和毛乌素沙地的交界地带，南北长约50千米，东西宽约72千米，总面积1430平方千米（相当于两个北京五环内的面积）。项目所在地，除了夏秋两季外，几乎都在刮风，加上植被稀少，又紧邻沙漠地带，沙尘暴几乎让人难以呼吸。填图的时候，施工的车辆比较破旧，密封不严，每天都要开车在颠簸的山路上走上100多千米，车带起的尘土都被卷进车厢里。每天晚上回到项目部，工程技术人员都要好好整理一番，鼻子、耳朵里包括衣服和鞋子里面全是沙子。此外，水在这里是最缺的东西，而且三天两头停水，有时候一连好几天不来水，桶里存的水都用光了，吃饭的水都没有了，就只能开着车去几公里外的水塔打水。

内蒙古的冬季更是残酷。夜里寒风凛冽，白天北风呼啸，黄沙漫天，最低气温达到零下30℃，连续多日最高气温均低于零下10℃。散布在平原上的几十台钻机是寒风肆虐的理想对象。寒风吹进了帐篷，吹进了正在紧张施工的塔衣。钻工们在起钻时仿佛失去了地球的吸引力，僵硬、机械地重复着原本十分熟练的动作。溅起的泥浆喷洒在身上，瞬间就冻成了冰凌，好像穿上了秦朝兵马俑的铠甲。工程技术人员为保证钻机能够取好煤层，坚持吃住钻机，监督采取煤芯的工作。虽然寒风刺骨，冻得手指都不听使唤，仍坚持每天去现场进行地质编录……

“为了赶工期，工程技术人员冒着严寒工作，打钻用的泥浆泵都冻坏了两台。”宋宗维回忆说。

气候只是艰苦环境的一小部分，复杂的地质条件带来了更大的困难。当地砾岩层的厚度有二三百米，施工难度大，且容易坍塌。更为紧要的是，在预查时，资源覆盖面积是一两千平方千米，到最后要确定有工业品位和实际价值的最后几平方千米，难度极大。钻孔的施工间距逐渐密集。这样一来，工作量又加大了许多。

时间紧、任务重则是第三个方面。为加快实现资源勘探、探明储量、缩短勘探周期、防止会战时间过长，打钻的压力很大，保证工程进度和工程质量的压力更是异乎寻常。此外，作为钻探的技术协调与指导单位，中煤地质工程总公司派技术人员到兄弟单位做技术指导，确保安全施工。

铀矿冶设施退役治理环境管理规定 篇4

铀GB 14586—93 国家环境保护局1993—08—14批准 1994—04—01实施 主题内容与适用范围

本标准规定了铀矿冶设施退役的程序，环境影响评价，以及环境整治工程设计、施工、验收、环境管理等的一般要求。

本标准适用于所有退役的铀矿冶设施，对非铀矿冶设施，其放射性物质含量超过有关标准规定的退役，应参照执行。引用标准

GB 8703 辐射防护规定

EJ 432 铀矿冶辐射环境监测规定 3 术语

3．1 铀矿冶设施

具有一定规模的从事铀矿开采、选冶的场地、设备、构筑物、建筑物等设施，其中包括：

a．从天然矿石中每年获得多于10kg铀的实验设施和场所； b．为评价铀矿床开掘的坑、井； c．铀矿山； d．铀选冶厂；

e．放射性废物处理系统。3．2 退役

对永久终止运行的铀矿冶设施所做的善后处理，以保证工作人员和公众免受残留放射性的照射和其他可能的危害。3．3 废物处置

将固体废物放在尾矿库、废石场、采空区或其他给定的场所，加以处理不再回取。处置也包括废气、废水向环境的控制排放。

3．4 稳定化

就是对废石场、尾矿库进行必要的处理和处置的有计划的行动，保持长期稳定，防止由于自然力或其他原因引起塌垮流失，造成环境污染事故。

3．5 安全分析

对一项准备实施的活动进行的有关风险的分析和计算。3．6 废石

自矿坑(井)中运出的物料。包括： a． 基本不含铀、钍的脉石；

b． 无回收价值的低品位铀、钍物料。3．7 尾矿(渣)这里指的是：

a． 选矿过程中产生的废弃部分； b． 矿石堆浸后废弃物；

c． 铀水冶厂浸出铀后废弃的矿砂和矿泥。3．8 尾矿库(尾矿池)沉淀、贮存水冶厂尾矿浆中的矿砂和矿泥的专用设施。3．9 氡析出率

在单位时间间隔内穿过单位面积界面析出到空气中的氡的量。4 退役环境管理程序 铀矿冶设施退役的环境管理程序包括： a． 提出退役申请；

b． 编制治理方案，同时编制环境预评报告书，并进行审批； c． 组织设计和实施； d． 工程竣工验收；

e． 退役设施的移交和长期监护。5 申请和审批

5．1 铀矿冶设施终产前应向主管部门提出退役申请报告，其退役全过程一般要在三年内完成。

5．2 设施退役的申请报告内容：

5．2．1 提供退役设施的名称、性质、类别、规模、服务年限和退役原因以及终止运行时间。

5．2．2 提供设施退役并经过去污处理后剩余的污染源项种类、数量、总放射性活度、比放射性活度及非放有害物质成分和含量。

5．2．3 描述被污染的构筑物及生产场所的污染水平。

5．2．4 根据退役设施经去污处理、整治后的达标情况，论述是无限制或有限制使用的退役。并阐述其对环境的影响，进行安全分析。

5．3 设施退役单位向主管部门提出设施退役申请的同时，应提交退役方案，并对所提方案进行最优化分析。

5．4 主管部门收到设施退役申请报告后，应及时组织专家对设施退役报告、环境整治方案进行论证审批。

5．5 委托有评价资格的单位编制环境影响报告书，经主管部门预审后，报国家环境保护行政主管部门审批。实施 6．1 污染设备的处置

污染的设备、器材、废旧钢铁等必须进行去污处理，直至其非固定α、β表面放射性污染度符合有关规定的标准要求。

6．2 矿井

6．2．1 退役矿井的坑口、井口及通往地表的天井口、风井口，必须采取永久性密封措施，要求达到封闭坚固、牢靠、无渗漏；坑口、井口封闭后应用土石加厚夯实恢复地貌，以防自然塌陷和人为破坏。

6．2．2 对可能发生塌陷和崩落的地区必须进行治理，应拆除永久性建筑物，对不允许冒落的地区应用废石砌筑岩柱进行支护，控制地表崩落和塌陷。

6．2．3 对可能有污水涌出的矿井，要采取有效措施，防止污染环境。6．3 露天采矿场

6．3．1 露天采场的边坡应进行稳定化处理，以防片帮、滑坡。

6．3．2 对边坡崖高差大的地段周围，要砌围墙，并设永久性禁止入内标志，以防人畜误入，发生危险。

6．3．3 露天矿废墟表面的氡析出率平均值超过附录A中A2条规定限值时，应进行覆土植被，以减少氡的析出。

6．3．4 地表构筑物采取去污处理措施后，仍达不到10．1．2条要求的，应按放射性废物要求妥善处理。

6．4 地浸场地

地浸采矿的退役处理，必须使矿井水恢复到可接受的水质标准，防止地下水和地表水受到污染。

6．5 选冶厂

6．5．1 选冶厂的退役，按照10．1．2条和附录A中A3条要求清除污染的地面、地板和建筑物的基底，可将这些废物埋藏在尾矿库。

6．5．2 退役的堆浸场地必须将其废渣堆放在尾矿库或用适宜的物料覆盖，妥善处理。6．5．3 必须清除被矿石堆污染的场地，必要时可用探测器探测埋藏较深的污染物，并加以清除，直至将地表残余污染减少到可接受的水平。

6．6 废石场

6．6．1 废石场应建造拦石坝，防止废石滑坡流失。6．6．2 沿废石场周围设置防洪沟，防止洪水冲浸废石场。

6．6．3 废石场表面氡析出率平均值超过附录A中A2条规定限值时，应进行覆土植被。

6．7 尾矿库

6．7．1 尾矿库的退役处置，必须使氡的析出率和γ辐射水平低于规定限值，并防止坝体塌垮，尾矿流失，渗水污染环境。

6．7．2 尾矿库退役时不应保留库内凹地，可用土壤或废石填平。库顶部在覆土植被前要先平整成2％～4％的坡度。在没有坝堤的边坡，应修成坡度1：3～1：5的斜坡，再用石块砌成厚度为50～100cm的护坡，必须满足稳定化要求并保留排洪和渗水回收设施。

6．7．3 覆盖尾矿应因地制宜合理选用覆盖材料，覆盖层厚度应满足附录A中A2条要求，并防止风蚀、雨水冲刷和尾矿流失。工程竣工验收

7．1 设施退役工程竣工以后，应按照EJ 432的要求进行监测。监测的目的是： a． 评价设施退役工程是否符合国家和有关部门颁布的对放射性废物处置的要求，检验环境影响报告书是否符合实际情况。

b． 及时发现可能的污染环境的事件及途径。c． 为设施的验收交付工作提供数据。

7．2 提交设施退役整治工程竣工报告时，应同时提交设施退役环境现状评价报告，上报有关主管部门。

7．3 主管部门在接到工程竣工报告和环境现状评价报告书后，负责会同地方政府组织专家对设施退役的环境保护措施和工程质量进行审查验收。8 退役设施的移交和长期监护

8．1 设施退役交付地方时，退役单位必须将竣工报告、环境现状评价报告书交给接收单位，接收单位应在接收后一年内进行监督性监测，当确认达到退役环境管理标准时办理正式移交手续，此后由接受单位负责长期监护。

8．2 退役的设施必须进行长期监护和管理，其主要内容包括： a． 废石场和尾矿库避免裸露；

b． 采用的封闭隔离系统，能有效地防止地下水和地表水受到放射性核素迁移而引起的污染；

c． 废石和尾矿中氡的析出；

d． 放射性粉尘和γ辐射所造成的影响。

8．3 退役设施移交后的环境监测和评价报告应由地方有关部门负责编制。9 质量保证

9．1 为保证退役工程的质量达到长期稳定的目的，在编制退役工程方案的同时，应编制退役工程质量保证大纲，要求设计、施工单位制定质量保证的具体措施。

9．2 重大的退役工程的设计应委托有设计资格的单位承担，设计必须满足经过批准的环境影响报告书的要求，施工设计必须经过上级主管部门审查批准方可施工。

9．3 对设施退役的申请报告、退役方案、设计、施工、验收资料、环境监测数据、环境影响评价报告以及有关的质量保证文件等都应建立档案，永久保存。

9．4 设计部门和设施退役单位对施工质量应进行检查监督，发现质量问题应限期解决。环境管理标准

10．1 设施退役的辐射剂量限值必须符合GB 8703对公众和环境规定的要求。10．1．1 设施退役经最终处置后，在考虑到环境的特征与社会和经济的条件下，退役设施对周围居民造成的附加照射剂量应限制到为其规定的终生平均年有效剂量当量限值的适当部分，并为其他可能的照射留有足够的份额。10．1．2 污染设备、器材、建筑物等经去污处理后，其非固定α、β放射性表面污染度≤0．08Bq／cm2时，经防护部门监测许可后，可在一般工业中使用(食品工业除外)。

10．1．3 污染的废旧钢铁经清洗去污后，可不加限制地使用的表面污染度限值见附录A中A1条规定。

10．1．4 废石场、尾矿库、堆浸、地浸、露天废墟场地经最终处置后，其表面平均氡析出率限值见附录A中A2条规定。

10．1．5 土地去污整治后，不同深度土壤中对核素镭—226的最高比活度限值见附录A中A3条规定。

10．1．6 经最终处置后的矿井、废石场、尾矿库、堆浸、地浸、露天废墟等设施的渗出水流入环境时，其放射性物质导致关键人群组一年所受的剂量应符合10．1．1条规定。

10．2 非放射性的有毒有害物质排放标准，按国家有关规定执行。

附 录 A 环境管理限值(参考件)引自国际原子能机构(IAEA)第85号安全丛书和《辐射源和实践的豁免管理原则》的部分环境管理限值：

A1 污染的废旧钢铁经清洗去污后，其α、β放射性表面污染度低于0．04Bq／cm2，可不加限制地使用。

A2 废石场、尾矿库、堆浸、地浸、露天废墟场地经最终处置后，其表面平均氡析出率不应超过0．74Bq／m2·S。

A3 土地去污整治后对核素镭—226的最高比活度要求：任何平均100m2范围内，上层15cm厚度土层中平均值为0．18Bq／g；15cm厚度土层以下的平均值为0．56Bq／g。

A4 可居住建筑物的去污，要求氡子体的最高浓度值(含本底)尽可能达到4．16×10J／m(0．02WL)，但不能超过6．24×10J／m(0．03WL)。

附加说明：

本标准由国家环境保护局提出。

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