区域环境γ辐射测量

典型地区伽马辐射特征及其影响~

安全环境是人类赖以生存的基础，天然放射性辐射环境是人类生存环境的重要组成部分。研究表明，放射性物质广泛存在于自然界各类物质中，包括空气、水和土壤等。人们赖以生存的地表环境中的放射性污染主要来自自然界中天然放射性核素，辐射源主要是衰变型天然放射性核素（238U，232Th 和40K）。地表辐射与地质背景、降雨和排水，以及其他人类活动和习惯均有关系。但是，一定区域内的天然辐射本底水平是由岩石和土壤中的衰变型天然放射性核素（如238U，232Th 和40K）所决定的，地壳中的天然放射性核素浓度决定了该地区天然 γ辐射剂量的大小。γ射线穿透能力极强，它可以穿透50～60cm 厚的铝板，人体如接受超剂量的 γ 照射会导致头昏、失眠、贫血、发热、脱发、流产等，严重可能会诱发人体细胞癌变。目前，国内外研究中天然核辐射对环境的影响往往被人们所忽视，但它却可能造成对环境的一定危害。因此，环境研究不仅需要了解重金属和有机污染物，而且更需重视放射性污染。
青岛是中国东部正在向国际化大都市迈进的城市之一，这对青岛的环境质量提出更高的要求。区域构造背景上，青岛属于新华夏系巨型构造的第二隆起带，位于郯城-庐江断裂构造带的东侧，形成一系列北东向构造，该区燕山期岩浆岩活动频繁，形成了以富含天然铀、钍和钾元素的碱性长石花岗岩及二长花岗岩为主的大规模侵入岩体，土壤覆盖层较薄，许多建筑直接坐落在基岩之上。因此在青岛市开展天然放射性环境科学研究及评价具有现实意义。测量控制面积约1500km2，包括青岛市区（市南区、市北区、四方区和李沧区）、崂山区和城阳区全部及胶州、胶南、黄岛、即墨的部分地区。
一、测量方法和质量
（一）测量仪器
本研究使用的主要仪器是FD-3022微机四道伽马能谱仪和CKL-3120 χ-γ剂量率仪。
1.微机四道伽马能谱仪
FD-3022微机四道伽马能谱仪是一种便携式的智能化能谱仪。它具有自动稳谱功能，作微分测量，能直接分析U238，Th232，K40含量，亦能同时给出4个道的计数。稳谱主要是避免因温度、计数率等因素变化引起γ谱线漂移，保证数据测量的可靠性。
仪器采用大规模和超大规模集成电路，探头由Ф75mm×75mm NaI晶体和光电倍增管组成。测量含量的灵敏度分别为：238U，1×10-6；232Th，2×10-6；40K，0.2%。含量的测量范围分别为238U，1×10-6～1000×10-6；232Th，2×10-6～1000×10-6；40K，0.2%～100%。在测量时，对同一测量对象连续测量20次，其相对标准偏差≤±10%。使用温度在-10～＋ 400C环境下，在温度＋400C、相对湿度95%的气候条件下也可正常工作。
仪器主要由探测器、放大器、单道分析器、稳峰器、单片机和显示装置组成。探测器将探测的射线转变成脉冲信号，经放大器放大，4个单道分析器分别进行脉冲幅度分析，由单片机进行数据采集和存贮。此外，单片机监测探头内的Cs-137参考源，跟踪谱峰，调节单道分析器的阈值，达到稳谱作用。显示装置可显示出测量结果和进行参数的选择。
2.γ剂量率仪
本研究采用的是NaI（Tl）晶体为探头的CKL-3120X-γ剂量率仪，它的主要技术性能指标是：能量范围在25～100 keV之间，有效量程为10 nGY/h～100mGY/h，在标准试验条件下，仪器的相对固有误差在有效量程范围内均＜±15%，具有能量响应好、灵敏度高、稳定性好的特点。野外测量严格执行国家标准 GB/T14583—93《环境地表 γ 辐射剂量率规范》，进行现场γ辐射剂量率的测定。
（二）测点布置及测量方法
根据剖面测量及城市目前格局等实际情况，以测线控制为主，结合地质和人居环境，实行网格布点。对不同的功能区，线距、点距不同。
人口密度较大的市区原则上采用网格法，50m标高以下100m×100m，50m标高以上200m×200m。人口居住密集区，视具体情况加密。遇障碍时，根据实际情况适当调整，但在50m标高以下地区，相邻点的间距不能＞150m；50m标高以上地区，相邻点间距不能＞250m。
在城市郊区及乡镇，按250m×250m网格布点。相邻点的线距不能＞500m、点距不能＞300m。人口密度较小的地区适当放宽，按500m×250m网格布点。相邻点的线距不能＞600m、点距不能＞300m。
田野、荒郊及盐滩，或类似测区，面积大、只有一个对象且没有地质、环境等影响因素时，按500m×500m网格布点。
（三）现场测定质量
为了保证γ辐射剂量率的测量结果的客观性，选择测点位置时尽可能在周边5m内无建筑物的平坦地点。同时剂量率仪的探头距地面1m 高，测点距附近高大建筑物的距离需＞30m，并选择在被测对象中间地面上1m处。仪器设置为10s/次，3次为1个循环，1个测量点进行10个循环，10次测量间的变异系数应＜15%。
为保证伽马能谱仪的测量结果的客观性，测点位置选择周边5m内无建筑物的平坦地点。仪器探头置于地面，采用GP S手持卫星定位仪确定测点坐标。每次读数的测量时间选定120s，每点读数3次，3次读数之间允许误差为：铀含量≤±1.5×10-6；钍含量≤±2.0×10-6；钾含量≤±0.5%；总含量≤±10%。
二、地表γ辐射剂量率分布
（一）地表γ辐射剂量率含量特征
统计表明，测区γ辐射吸收剂量率数值主要集中在50.0～130.0nGy/h之间，占测点总数的90%。位于30.0～50.0nGy/h区间的测点数占总测点数3%；位于130～150nGy/区间的测点数占总测点数的6.5%；30nGy/h＜γ辐射吸收剂量率数值＜150nGy/h的测点数总和仅占0.5%。直方图所显示的测区γ辐射吸收剂量率分布基本符合正态分布（图4-46），峰度为-0.003；偏度系数0.381，表明剂量率值较低的数据占多数，这与测区内的地质条件（存在大面积第四系）密切相关。但同时直方图显示数据也存在一定数量的高值点（＞160nGy/h），则与测点的分布密度有直接关系，由于布置测点时客观条件的制约，会使得局部测点呈现不均一性，从而使得那种笼统的统计数值的代表性降低。
测区地表γ辐射剂量率平均值为91.87nGy/h，变化范围：5.80～232.71nGy/h，变异系数为28.99%。地表γ辐射剂量率平均值略高于全国（81.5nGy/h）和世界（80nGy/h）平均值，远高于山东省的室外天然辐射吸收剂量率平均值（56.5nGy/h）。

图4-46 青岛γ剂量率分布直方图

（二）地表γ辐射剂量率区域分布
通过对研究区γ辐射剂量率与地质图相叠加（图4-47），可以看出，γ剂量率高值区分布在青岛市区—王哥庄一带，大致与区域构造和燕山晚期花岗岩体展布相一致，平均值为110.2nGy/h，测值范围一般介于98.0～132.0nGy/h之间，其分布规律呈北东向断续展布。高值点展布有3 条带：四方北岭—李村，青岛山—双山，辛家庄—山东头，这 3 条高值点（带）基本上分布在区内几条大断裂带上，表明高值点的产生与断裂活动有关。另外，通过对地质资料的分析发现：区内几处γ辐射剂量率值高点（120～230nGy/h），均与构造岩体内正长斑岩岩脉的产出有关。海岸带由于砂、泥质海滩的覆盖屏蔽作用，基本上呈现较低的辐射水平，多数地段γ辐射剂量率在80.6nGy/h左右或略低。

图4-47 研究区地质与γ辐射剂量率水平分布叠加图

灵山卫北部γ辐射剂量率平均值为100.5nGy/h，测值范围在83.0～110.0nGy/h之间。虽然该地区也广泛发育花岗岩（特别是正长花岗岩），但是该区域内80%以上的地区都被第四纪松散沉积物所覆盖，在一定程度上屏蔽了花岗岩辐射，所以γ辐射剂量率值在这些花岗岩发育区并不高。同时，红岛一带零星分布γ辐射剂量率高值点，这主要受测量对象（花岗岩、砂石路面等）影响。
研究区西北部大部分地区都属于γ辐射剂量率低值区，其平均值为61.8nGy/h，测值范围一般在38.0～83.0nGy/h之间。γ辐射剂量率偏低与这个区域大部分被第四纪沉积物覆盖导致基岩大部分辐射被屏蔽有关。
三、环境天然放射性水平
通过地面γ能谱方法测量数据来评估环境中的天然放射性水平始于20世纪60年代。一般可以认为在没有受到人工放射性污染的地区，地表空气γ辐射吸收剂量率主要是由天然放射性核素238U，232Th系列和40K产生的。因此通过对γ能谱数据进行高度衰减校正和计量单位的转换，可对环境天然γ辐射剂量率、土壤中天然放射性核素238U，232Th，40K的比活度进行评价，并且可进一步对天然环境γ辐射对居民产生的有效剂量当量进行估算。国内外的很多资料都表明，利用地面γ能谱法计算环境天然辐射性水平的方法是可行的，与实际测量的天然放射性水平的剂量率差异不大。
（一）核素含量与γ能谱数据转换
γ能谱测量数据使用的是放射性核素含量单位，而环境放射性评价要求对吸收剂量率和放射性进行调查。根据放射性元素含量、吸收剂量率、放射性物质比活度之间的关系，需将γ能谱测量使用的单位进行换算。本研究采用全国矿产委员会饰面石材地质勘探规定（1990）将各项单位换算因素进行转换（表4-47）。

表4-47 γ能谱测量与环境天然放射性评价单位换算表

根据γ射线与物质相互作用原理，随着测量高度的增加，γ射线能量产生衰减。用Beck公式法通过地面的γ能谱测量数据来计算地表1m高处的空气吸收γ射线的剂量率，即通过放射性核素（238U，232Th，40K）的比活度来估算1m高处的空气吸收剂量：
Dr=KU×AU＋KTh×ATh＋KK×AK （4-6）
式中：Dr为离地面1m高处空气的γ辐射吸收计量率，单位为nGy/h；KU，KTh，KK分别为铀、钍、钾的换算系数，分别为0.427，0.662，0.043；AU，ATh，AK分别为238U，232Th，40K的放射性比活度，单位为Bq/kg。
（二）土壤中核素（238U，232Th和40K）比活度
采用表4-47的系数换算将伽马能谱仪测得土壤中238U，232Th，40K的含量换算成比活度和地表1m高处空气中γ辐射吸收剂量率（表4-48），表中同时列出了中国、其他一些国家或地区及世界平均值。土壤中238U比活度远低于中国及世界平均值，低于葡萄牙、保加利亚、美国等多数国家，仅高于希腊、埃及、丹麦平均值；土壤中232Th比活度高于世界平均值，是世界均值的1.26倍，而与全国均值相当，低于我国香港、印度，高于埃及、丹麦、希腊等；土壤中40K比活度是全国和世界均值的1.64倍和1.65倍，高于葡萄牙、朝鲜，远高于埃及、美国、日本等。可见，研究区土壤中232Th，40K含量较高，而238U含量偏低。区内土壤中放射性核素（238U，232Th，40K）在距离地面1m处产生的γ辐射（85.6nGy/h）略高于全国（81.5nGy/h）和世界平均值（80nGy/h），且明显高于表中所列的多数国家平均值。由此可见，青岛环境天然放射性具有较高水平。

表4-48 研究区及其他国家和全国土壤中放射性核素比活度对比表


续表

注：ND表示未检出。
（三）土壤核素辐射对地表γ剂量率的贡献
通过Beck公式计算得到研究区的γ辐射剂量率为85.6nGy/h，而实测值是91.9nGy/h，两者平均值相差6.3nGy/h。说明距地表1m高处空气中93.14%的γ辐射来自地表放射性核素（238U，232Th和40K），经计算三核素对地表空气γ辐射的贡献率分别为11.93%（11.0nGy/h），36.46%（33.5nGy/h），44.75%（41.1nGy/h），其中232Th和40K的累计贡献率达81.21%（74.6nGy/h），是主要的放射性核素；地表空气γ辐射中仅6.86%（6.3nGy/h）的辐射来源于其他因素，如周围建筑物材料、宇宙射线、大气、水等。同时也说明所采用的模型适用于本区。另外40K对地面1m处空气γ辐射的贡献较232Th略大，推测可能是由于正长花岗岩、二长花岗岩里的正长石/钾长石中含有一定数量的40K所致，当然证实这一点还需要做进一步的工作。
从实测γ辐射剂量率值和土壤中238U，232Th，40K含量的相关关系（表4-49）可以看出，剂量率值与232Th，40K放射性核素的相关系数大致相同（0.88），且明显大于实测剂量率与238U的相关系数（0.53）。说明地表232Th，40K含量是决定研究区γ辐射剂量率大小的主要因素，这也与能谱仪的测量结果相一致。

表4-49 地表γ辐射剂量率实测值和土壤铀、钍、钾含量的相关系数表

（四）天然放射性对人居环境的影响
1.年有效剂量估算
利用环境天然γ辐射吸收剂量率通过以下公式对当地居民产生的年有效剂量当量进行估算：
He=Dγ×K×t （4-7）
式中：He为有效剂量当量，Sv；Dγ为地表γ辐射吸收剂量率，Gy/h；K为有效剂量当量率与空气吸收剂量率比值，《多目标区域地球化学调查规范》要求采用0.7 Sv/Gy；t为环境停留时间，h。
2.人居放射性环境质量评价
按照我国《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871—2002）的规定，公众照射剂量的限值为每年不超过1mSv。通过地表γ辐射测量结果计算的年平均有效剂量为0.56mSv，变化范围为0.036～1.43mSv；而通过能谱计算的年平均有效剂量为0.52mSv，变化范围为0.082～2.66mSv。两种方法计算的平均值都远低于标准所建议的公众照射年剂量限值（1.0mSv）。综上所述，虽然青岛市地面放射性核素（232Th，40K）浓度和γ辐射剂量率偏高，但辐射水平基本都在标准限值范围之内，仍然属于正常辐射水平。

图4-48 研究区环境γ辐射年有效剂量等值线图

由环境伽马辐射年有效剂量等值线图（图4-48）可见，测区西北部γ辐射年有效剂量较低，一般低于0.44mSv；黄岛—柳花坡和流亭—惜福 γ 辐射年有效剂量中等，一般在0.51～0.74mSv之间，局部达0.80mSv；青岛市区及崂山区γ辐射年有效剂量较高，一般在0.74～0.93mSv之间。年有效剂量高于1.0mSv的测量点零星分布在夏庄东部、北宅东部及沙子口正东正长、碱长花岗岩背景区当中，建议在进行土地开发和城镇建设时，考虑环境辐射问题；另外在花岗岩利用中需要进行放射性含量检测。
四、地表γ辐射剂量率影响因素
（一）地质因素的影响
从研究区不同岩石背景的γ辐射剂量率统计结果（表4-50）分析，中生代侵入岩的总体γ辐射剂量率要比中生代沉积岩、火山岩和新生代的第四纪松散沉积物的平均值明显偏高。

表4-50 不同岩性背景上γ辐射剂量率统计表

如前所述，研究区γ辐射剂量率高值区分布在青岛市区—王哥庄一带，与区域燕山期花岗岩体的走向（NE-SW）大体一致，岩性主要是中生代侵入的各种类型的花岗岩，如二长花岗岩、正长花岗岩、碱长花岗岩等。尽管如此，不同种类花岗岩的γ辐射剂量率值不尽相同，以碱长花岗岩最高（图4-49），平均值为120.0nGy/h，测值区间为50.2～201.5nGy/h，二长花岗岩最低，平均值98.1nGy/h，测值区间为27.2～212.7nGy/h。另外γ辐射剂量率值偏高点（带）基本上分布在几条大断裂带上，这说明γ辐射剂量率与断裂构造特别是与构造附近花岗岩体内正长斑岩岩脉的产出有关。
中生代其他火成岩包括中性岩和基性、超基性岩，其岩石背景的γ辐射剂量率都低于花岗岩，其均值区间为71.8（粗面质熔结凝灰岩）～91.3（流纹质熔结凝灰岩）nGy/h。分布在黄岛一带的元古代变质岩的剂量率也很低，平均为70.1nGy/h。
区内中生代沉积岩包括砂岩和砾岩，主要分布在胶州市一带；新生代的第四纪松散沉积物广泛分布在研究区西部和西北部。这些沉积岩和第四纪沉积物的γ辐射剂量率值都比较低（图4-49），均值区间为47.4（粗砂岩）～53.5（砂砾岩）nGy/h。第四系γ辐射剂量率变化范围最大，这可能是第四系与其上测量对象的辐射差异较大有关，如第四系农田区γ辐射剂量率均值为 66.8（23.60～89.50）nGy/h、而花岗石路面均值为 123.5（66.31～221.42）nGy/h，后者最大值是前者最小值的9.4倍。各岩性背景的γ辐射剂量率分布规律为：碱长花岗岩＞碱长花岗斑岩＞正长花岗岩＞二长花岗岩＞角闪安山岩＞球粒流纹岩＞片麻岩＞橄辉玄武岩＞砂砾岩＞第四纪＞粗砂岩。

图4-49 测区不同岩性上γ辐射剂量率平均值与变化范围图

（二）环境因素的影响
1.环境因素影响规律
研究区地表γ辐射剂量率除受地质因素影响外，还受环境因素的影响。本研究对比了在正长花岗岩、二长花岗岩、碱长花岗岩、砂砾（砂）和第四系 5种地质背景下，地表γ辐射剂量率值随地表环境变化而受到的影响（表4-51）。

表4-51 同种岩性、不同环境下的γ辐射剂量率均值对比表 单位：nGy/h

由图4-50可以看出，在相同地质背景条件下，由于地表环境不同，其地表γ辐射剂量率有明显差异，但在所有地表环境中，基岩露头的γ辐射剂量率平均值都是最高的，它在一定程度上反映了岩石本身的放射性剂量。如在正长花岗岩地区，由于岩石（包括微风化、中等风化或强风化露头）的直接出露，地面γ辐射剂量率水平最高；人类活动造成自然环境有较大变化的地段（如水泥路面、砂石路面、人工填土等），其辐射剂量率水平较高，但低于基岩背景值；在人类活动造成自然环境变化较少的地段（如林地、草地、海滩等），剂量率值一般较低。以上分析表明，地面γ辐射剂量率值与地质因素、环境因素都密切相关，但地质因素是影响地面γ辐射剂量率的主要因素。
除此之外，即使是在同一种岩石类型上的水泥路面、砂石路面、沥青路面及水泥砖路面的γ辐射剂量率平均值都要比林地、农田、草地和人工填土高（图4-50），即路面材料的地表γ辐射剂量率水平较地貌景观略大。γ辐射剂量率平均值在各类路面材料上的分布规律大致为：花岗岩地面＞砂石路面＞水泥路面＞沥青路面＞水泥砖路面；在不同地物景观上的分布规律大致为：人工填土＞海滩＞草地＞林地＞农田。

图4-50 同种岩性、不同测量对象的γ辐射剂量率平均值对比图

（单位为nGy/h）
2.环境因素影响机制
花岗岩地面相对其他测量对象来说较高与其本身γ剂量率值较高有关。砂石路面的γ辐射剂量率值相对较高，是因为砂石路面的渗透性较好，地下放射性物质容易运移，导致测值较高；另外，本区砂石路面上的砂粒或碎石颗粒多是取自风化的花岗岩，会含有一定量赋存的放射性核素矿物，从而导致砂石路面的剂量率水平高于接近其下岩石的剂量率水平。
水泥路面的γ辐射剂量率值相对其他路面材料来说处于中间水平，一方面与水泥本身的成分有着一定的关系，水泥的成分比较复杂，可能会含有某些赋存放射性核素的载体；再者如果修建时所用石子的γ辐射剂量率水平较高，则水泥路面的剂量率也将变高。与其他路面材料相比，水泥砖路面剂量率水平较低，这可能与水泥砖较其他材料致密且表面细腻，使得其下的γ辐射被削弱有关。
林地、农田、草地和菜地这4种测量对象的剂量率值相对较低，这主要是由于这4种对象的组分基本上都是第四纪沉积物——黏土，而这些黏土矿物都是风化产物，各种放射性核素含量较低。即使是这些风化产物的母岩含有一定数量的放射性核素，经过长的地质年代后，在表生作用下原岩中的放射性核素严重流失。在林地内的测量，树木对宇宙射线的阻挡和屏蔽，对剂量率也会产生一定程度的影响。
除了直接测量对象外，其他一些因素对γ辐射剂量率值也会存在着影响。例如测点周围建筑物、宇宙射线、大气等，都对剂量率值产生或多或少的贡献。

γ测量是利用仪器测量地表岩石或覆盖层中放射性核素放出的γ射线，并根据射线强度或能量的变化，发现γ异常或γ射线强度（或能量）增高地段，以寻找铀矿床或解决其他地质问题的一种天然核辐射测量方法。
γ测量可在地面、空中和井中进行，按测量的物理量的不同，可分为γ总量测量和γ能谱测量两类。γ总量测量简称γ测量，是一种积分γ测量，记录的是铀、钍、钾放出的γ射线的总照射量率，但无法区分它们。γ能谱测量是一种微分γ测量，记录的是特征能谱段的γ射线照射量率，并进而确定岩石中铀、钍、钾的含量，故解决的地质问题更广泛。
12.1.1 地面γ测量
12.1.1.1 γ射线照射量率的计算
γ辐射仪在地表测得的γ射线照射量率与地质体的形态、规模、放射性核素含量、γ射线谱成分、盖层特点及测量条件等因素有关。下面仅对一些简单模型进行讨论，以便了解地质体周围γ射线照射量率分布的基本特征。
（1）点源的γ射线照射量率
设点状γ源处于均匀介质中，则介质内部距离点源R（cm）处的γ射线照射量率为

勘查技术工程学

式中m为点源中放射性物质的质量（g）；μ为介质对γ射线的吸收系数（cm-1）；K为伽马常数，数值上它等于对γ射线无吸收的情况下，距质量为1 g的点源1 cm处的γ射线的照射量率。铀、镭、钍、钾的K值分别为

勘查技术工程学

用不同类型仪器测量时，K值稍有变化。
当点源产生的γ射线通过几种不同介质时，距点源R处的γ射线照射量率为

勘查技术工程学

式中μi为第i种介质对γ射线的吸收系数（cm-1），Ri为γ射线通过第i种介质的距离（cm）。
（2）圆台状岩体上的γ射线照射量率
如图12-1所示，有一高为 l、上底半径为 R 的圆台状岩体出露地表，其密度为ρ，放射性核素质量分数为 w，岩石对γ射线的自吸收系数为μ，空气对γ射线的吸收系数为μ0，则圆台体内放射性物质质量为 dm 的体积元 dV 在高度为H 的P 点处产生的γ射线照射量率为

图12-1 圆台状岩体上γ射线照射量率的计算参数


勘查技术工程学

取P为球坐标的原点，将dm=wρdV，dV=r2sinφdrdφdθ代入上式，并对整个体积积分，则

勘查技术工程学

由于r1-r0=lsecφ，r0=Hsecφ，故上式变为

勘查技术工程学

对（12.1-4）式中的积分，可引入金格函数

勘查技术工程学

式中t=xsecφ。金格函数是比指数函数e-x衰减得更快的列表函数（见表12-1）。当x→0时，Φ（x）→1；x→∞时，Φ（x）→0。可以证明
表12-1 金格函数表



勘查技术工程学

将（12.1-5）式代入（12.1-4）式（x=μ0H或x=μl+μ0H），则圆台体在空中任一点P产生的γ射线照射量率为

勘查技术工程学

式中φ0为P点对圆台上底半径的张角，且有

勘查技术工程学

如果圆台厚度为无限大（l→∞），则（12.1-6）式变为

勘查技术工程学

地面测量中，仪器探头紧贴地面移动，可认为H→0，则上式简化为

勘查技术工程学

容易证明，观测点P对圆台所张的立体角为

勘查技术工程学

于是，（12.1-8）式可写成

勘查技术工程学

（12.1-9）式表明，对于放射性核素含量均匀的同一放射岩层，观测点对岩体所张的立体角不同，会对地面γ测量结果产生很大的影响。如图12-2所示，在狭缝中测得的γ射线照射量率高于平坦表面的照射量率，而在微地形凸出部分的顶部测到的γ射线照射量率就更低。所以，地面γ测量中应注意微地形对测量结果的影响，一般应记录平坦表面上的测量数据。

图12-2 不同立体角对γ测量的影响

（3）半无限岩层上的γ射线照射量率
对于体积半无限大的岩层，l→∞，R→∞，φ0→π／2。因此（12.1-6）式中cosφ0→0，Φ（μl+μ0H）→0，此时离地面H高度上P点的γ射线照射量率为

勘查技术工程学

可见P点的γ射线照射量率将随高度的增加按金格函数规律衰减。
地面测量中，在岩层表面任一点，H→0，Φ（μ0H）→1，此时γ射线照射量率达到极大值

勘查技术工程学

（4）半无限大岩层上有覆盖层时的γ射线照射量率
设非放射性覆盖层厚度为h，覆盖层对γ射线的吸收系数为μ1，则用与推导（12.1-10）式类似的方法，可求得覆盖层表面上任一点的γ射线照射量率

勘查技术工程学

上式表明，无限大岩体覆盖层上的γ射线照射量率随覆盖层厚度增加而按金格函数规律衰减。盖层物质的密度不同，γ射线照射量率的衰减程度也不相同。盖层密度越大，吸收的γ射线越多，照射量率衰减得越快。
12.1.1.2 地面γ辐射仪
地面γ测量使用的辐射仪由γ探测器和记录装置组成。最常用的γ探测器是闪烁计数器，它由闪烁体（荧光体）和光电倍增管组成，其功能是将光能转换成电能（图12-3）。当射线射入闪烁体时，使它的原子受到激发，被激发的原子回到基态时，将放出光子，出现闪烁现象。这些光子打击在光电倍增管的光阴极上，产生光电效应而使光阴极放出光电子，再经光电倍增管中各倍增电极的作用，使光电子不断加速和增殖，最后形成电子束，在阳极上输出一个将初始光讯号放大了105～108倍的电压脉冲。辐射射线强，单位时间产生的脉冲数目多；辐射粒子的能量大，脉冲的幅度也大。因此，闪烁计数器既可测量射线的强度，又可测量射线的能谱。

图12-3 闪烁计数器工作原理图

闪烁体可分为无机闪烁体（NaI、CsI、ZnS等）和有机闪烁体（蒽、联三苯等）两大类。常用的NaI（Tl）晶体是在碘化钠晶体中渗入铊作激活剂，使晶体发出可见光，并防止光被晶体自身吸收。由于晶体发光时间仅为10-7s，因而最大计数率可达105 cps。测量γ射线要使用大体积晶体，而测量X射线则使用薄晶体（厚度1～2 mm）。
辐射仪的记录装置由一套电子线路组成，闪烁计数器输出的电压脉冲经放大、甄别（选择一定幅度的脉冲）、整形（将不规则脉冲变成矩形脉冲）和计数后，由线路的读数部分显示出来。
12.1.1.3 地面γ测量工作方法
地面γ测量一般应布置在地质条件和地球物理、地球化学条件对成矿有利的地段。在地形切割、水系发育、露头良好、覆盖层较薄，并有机械晕和盐晕发育的地区进行γ测量最为有利。
地面γ测量可分为概查、普查和详查三个阶段，各阶段的工作比例尺和点线距如表12-2所示。概查在从未做过γ测量或勘查程度较低的地区进行，概查的工作比例尺为1∶1万～1∶5万，目的是为下一步工作圈出远景区；普查一般在概查阶段所选的远景区内进行，其工作比例尺为1∶2.5万～1∶1万，其任务是研究工作地区的地质构造特征，寻找异常点、异常带，研究它们的分布规律，解释异常的成因，为详查圈定远景地段；详查在选定的远景地段或矿区外围进行，采用1∶5000～1∶1000的工作比例尺，其任务是查清已发现异常的形态、规模、强度、赋存的地质条件、矿化特征等，以便对异常进行评价，为深部揭露提供依据。
表12-2 γ测量精度及点线距要求


概查和普查都采用路线测量方法，γ测量路线应与地质测量路线一致。观测采用连续测量方式，以穿越地层和构造走向为主，发现岩性变化、构造带及破碎带等地质现象时，可沿走向适当追索。为保证测线两侧范围不漏掉异常，实测路线可以是曲折的。详查采用面积测量方法，按选定比例尺预先布置测网，测线应尽量垂直穿过欲探测的地质体。
工作时，γ探测器应放在较平坦的地方测量，以避免微地形影响。测点附近的地质情况应予记录，遇到有利层位，或岩性、构造和底数有明显变化时，应适当加密测点。
用γ辐射仪测量时，所记录的γ射线照射量率是由多种因素引起的，可表示为

勘查技术工程学

其中：是测点附近岩石或土壤中放射性核素产生的γ射线照射量率；是宇宙射线产生的γ射线照射量率；是仪器底数；，为仪器的自然底数。
由于宇宙射线的照射量率随地区纬度、海拔高度和昼夜时间的变化而变化，仪器底数也受探测器内放射性核素含量、仪器受污染程度、仪器噪声强度和假脉冲数，以及仪器使用时间长短的影响。因此，辐射仪的自然底数不是一个常数。但是这种变化一般不大，在岩石底数中所占份额较小，所以可将它视为常数。不同的仪器，其自然底数也可能不等，当多台仪器进行γ测量，尤其是在环境γ本底调查、放射性核素定量测量以及为确定低于背景的γ偏低场而进行的测量中，必须测定各台仪器的自然底数，以便使测量结果能进行统一对比。
测定自然底数的方法有铅屏法、水中法、水面法等多种，其中水中法最为简便。选择水深大于1.5 m，水面直径大于2 m，无放射性污染的水域，将γ辐射仪用塑料布密封好，置于水下50 cm处，此时取得的读数即为自然底数。
岩石中正常含量的放射性核素产生的仪器读数叫做岩石底数或背景值。各种岩石有不同的底数，可按统计法求取，作为正常场值。野外工作中，凡γ射线照射量率高于围岩底数三倍以上，受一定岩性或构造控制，性质为铀或铀钍混合者，该处称为异常点。若γ射线照射量率偏高（高于围岩底数加三倍均方差），但未达到异常照射量率标准，而地质控矿因素明显，且有一定规模者，亦称为异常点。应当指出，上述标准不宜用来解决非铀地质问题。例如，找寻蓄水构造时，异常只比底数高 10%～80%。因此，解决非铀地质问题时，高于底数者即是异常点。异常分布受同一岩层或构造控制，其长度连续在20 m以上者，称为异常带。对有意义的异常点应进行轻型山地工程揭露。在做好地质、物探编录和取样分析的基础上，可提出进一步工作的意见。
在测区内镭、铀平衡遭到破坏，平衡显著偏铀时，由于铀的γ射线照射量率很小，宜采用β+γ测量，即用记录β射线的仪器测量β射线和γ射线的总照射量率。当需要查明浮土覆盖地区铀矿远景时，可采用孔中γ测量。
为了评价地面γ测量的质量，应布置检查路线。检查路线应布置在地质有利地段或工作质量有疑问的地段。检查工作量应不少于测区工作量的10%。工作质量高的标准是：未遗漏有意义的异常，检查测量曲线与原测量曲线形态无明显差异。
影响测量精度的主要因素是核衰变的统计涨落。由（11.2-16）式可知，提高精度的途径是要有足够的脉冲计数。实际工作中可采用延长测量时间，增加测量次数等方法解决。
为了保证工作质量，每天出工前后都必须用工作标准源对仪器的性能进行检查。当在某一固定点带标准源和不带标准源的读数差在统计涨落允许范围时，可认为仪器工作正常；否则应对仪器重新标定。同时，工作期间还应定期检查仪器的稳定性、准确性及多台仪器对比的一致性。
12.1.1.4 地面γ测量数据的整理及图示
（1）地面γ测量数据的整理
地面γ测量数据的整理包括将读数（计数率）换算成γ射线照射量率、确定岩石底数、计算岩石γ射线照射量率统计涨落的均方差等。
为了求得岩石底数，首先要根据实测γ射线照射量率绘制频数直方图（或概率分布曲线）。如果岩石γ射线照射量率服从算术正态分布，则岩石照射量率（算术）平均值为

勘查技术工程学

均方差为

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式中 n 为统计分组的组数；为第i 组的频数；为第i 组的组中值。
如果岩石γ照射量率服从对数正态分布，则岩石照射量率几何平均值和均方差为

勘查技术工程学

取作为岩石底数，+3σ作为异常的下限（非铀地质工作除外）。
岩石底数和异常下限也可在累积频率展直图或累积频率分布曲线上直接读取。
（2）地面 测量成果的图示
地面γ测量的成果图件主要有：γ照射量率剖面图、γ照射量率剖面平面图、γ照射量率等值线平面图和相对γ照射量率等值线平面图等。
γ照射量率等值线图按±3σ、±2σ、±σ勾绘。不同岩石有不同的底数，且不同岩石γ射线照射量率的变化幅度（即均方差）也是不同的，这些都会影响γ照射量率等值线图的精度。为此，可以在每种岩性范围内按各自的+σ、+2σ、+3σ将γ场划分为偏高场、高场和异常场三级，然后分别把各种岩性γ射线照射量率等级相同的点连接起来（不论它们的岩性是否相同），这样便构成了一幅相对γ照射量率等值线平面图（图 12-4）。这种图避免了岩石背景值不同造成的干扰，较全面地反应了各种不同岩性的γ场特点，能清楚地反映γ晕圈与矿化、构造的关系，有利于研究矿化规律及推测成矿有利地段。

图12-4 某地区相对γ照射量率等值线平面图

12.1.1.5 地面γ测量的资料解释及实例
地面γ测量的资料解释是定性的，因为γ测量的探测深度浅，1～2 m。一般只能圈出地表放射性核素增高的地段，难以发现埋藏较深的矿体。此外，γ射线照射量率的大小并非总是反映铀的富集程度。因为铀系中主要γ辐射体都是属于镭组的核素，所以产生γ异常的源主要是镭而不是铀。
放射性核素在自然界中广泛分布，γ测量中发现异常并不难，但评价异常就不容易了。当矿床出露地表或处于氧化带中，而附近又有断裂迹象时，铀容易受风化淋滤作用而被酸溶解带走。其结果是镭的数量增大，平衡偏向镭，从而出现γ射线照射量率很高而铀并不富的现象。若被运走的铀在适当的环境下被还原而沉积下来，或在还原环境下镭被带走而铀又被溶解得很少，就会发生平衡偏向铀的情况。这时γ射线照射量率不高，但铀却很富。因此，必须特别注意用铀镭平衡系数确定测区内铀、镭是否处于长期平衡状态，而不能仅仅依靠γ射线照射量率的大小来评价异常。同时，还应综合应用异常点（带）的地质、地球化学和其他地球物理（包括射气测量、β+γ测量等）资料进行分析，才能对异常做出正确的判断。

图12-5 某地区地质、相对γ照射量率综合平面图

地面γ测量具有仪器轻便、方法简单、工作灵活、成本低、效率高等特点。除用于直接寻找铀、钍矿床和确定成矿远景区外，还用于地质填图，寻找与放射性核素共生的其他矿产，探测地下水以及解决其他地质问题。
图12-5是地面γ测量寻找铀矿床的实例。该地区曾发现燕山运动早期花岗岩体，其主要岩性为中细粒花岗岩。区内浮土覆盖面积较大，岩浆活动频繁，构造复杂，呈东西向分布。γ测量圈定了两个异常和两个偏高场，都有一定的规模，经地表揭露后它们依然存在。对偏高地带又做了射气测量、铀量测量和伴生元素找矿等工作，结果均有显示。经勘查揭露，在1、2号异常及3号偏高地带发现铀矿，4号偏高地带见到了铀矿化。
12.1.2 地面γ能谱测量
如前所述，铀系和钍系都有几个主要的γ辐射体。因此，在铀、钍混合地区，用地面γ测量方法不易判定异常的性质，这时采用地面γ能谱测量往往能取得良好的地质效果。
12.1.2.1 地面γ能谱仪和仪器谱
地面γ能谱仪的闪烁计数器可将γ射线的能量转换成电脉冲输出，输出脉冲的幅度与γ射线的能量成正比，因此能谱测量实际上是对脉冲幅度进行分析。完成这个功能的电路称为脉冲幅度分析器。其原理见图12-6（b），它由上、下甄别器和反符合电路组成。甄别器是一种只允许幅度高于某一数值（称之甄别阈值）的脉冲通过的装置。上甄别器的阈电压较高，只有较大幅度的脉冲（如9号脉冲）才能通过。下甄别器的阈电压较低，除了所有能通过上甄别器的脉冲（如9号脉冲）可以通过外，幅度介于上、下甄别器之间的脉冲（如3、5、8号脉冲）也能通过。两甄别器输出的信号均送到反符合电路。反符合电路的特点是，当上、下甄别器有相同的信号同时输出时，使这些信号在反符合电路相互抵消。因此，反符合电路输出的只是介于上、下甄别阈电压之间的脉冲（3、5、8号脉冲），然后进行计数和记录。
上、下甄别阈电压的差值称为道宽。道宽固定以后，通过调节下甄别阈电压（上甄别阈电压相应地变化），可把幅度不等的脉冲逐段分选出来，这种脉冲幅度分析方法称为微分测量。所测得的谱线称为微分谱。
如果脉冲幅度分析器只用一个下甄别器，则所有幅度超过下甄别器阈电压的脉冲（图12-6（a）中3、5、8、9号脉冲）都被记录，这种脉冲幅度分析方法称为积分测量。所测得的谱线称为积分谱。
实际工作中，γ能谱仪测得的γ能谱不是线谱，而是因各种因素复杂化了的仪器谱（图12-7），它是γ射线通过物质（岩石、土壤、能谱仪探测元件等）产生光电效应、康普顿散射和电子对效应等，使能谱发生了很大变化后形成的，是一种连续谱。与线谱相比，U、Th、K的上述特征峰峰位不够突出，但仍能分辨。

图12-6 脉冲幅度分析器原理


图12-7 NaI（Tl）测得的微分仪器谱和U、Th、K道的选择

12.1.2.2 U、Th、K含量的计算
γ能谱仪用一个积分道（＞50 keV）记录某一能量阈以上的总γ射线计数率，还用三个微分道分别测量γ射线三个能谱段产生的计数率。其中钾道道宽0.2 MeV，所鉴别的γ谱段中心可选在40K特征峰1.46 MeV处；铀道道宽0.2 MeV，谱段中心可选在铀系214Bi特征峰1.76 MeV处；钍道道宽0.4 MeV，谱段中心可选在钍系208Tl特征峰2.62 MeV处。三个谱段都选在高能区，可以减少散射γ射线的影响。三个谱段又相互独立，且每一谱段中，目标核素谱线占主要成分，有利于提高计算方程解的稳定性（图12-7）。
设钾、铀、钍道的计数率（已减去底数）分别为I1、I2、I3（单位为cpm），则它们与U、Th、K的质量分数w（U）、w（Th）、w（K）（单位分别为10-6、10-6、%）的关系为

勘查技术工程学

式中系数ai、bi、ci（i=1，2，3）称为换算系数，分别表示单位含量的铀、钍、钾在不同测量道的计数率（单位分别为cpm／10-6、cpm／10-6和cpm／%），需在铀、钍、钾标准模型上实测确定。
解上述方程组，可求得铀、钍、钾的质量分数

勘查技术工程学

式中

勘查技术工程学

12.1.2.3 地面γ能谱测量的工作方法及成果图件
地面γ能谱测量与地面γ测量的工作方法类似，但地面γ能谱测量需要按照预先布置的测网定点、定时读数，读数的时间一般为1min。微机化γ能谱仪实现了现场自动数据采集、数据初步整理及现场绘制剖面平面图。
在室内，可将野外采集的数据直接输入计算机，在屏幕上快速形成各种图件，并进行人机交互解释。
地面γ能谱测量的成果图件有：铀、钍、钾含量剖面图、剖面平面图和等值线平面图，有时还要绘制钍铀比［w（Th）／w（U）、钍钾比w（Th）／w（K）、铀钾比w（U）／w（K）］剖面图或等值线平面图。
12.1.2.4 地面γ能谱测量的应用
地面γ能谱测量可以直接寻找铀、钍矿床，也可寻找与放射性核素共生的金属及非金属矿床，利用铀、钍、钾含量及其比值的分布资料，还可推测岩浆岩和沉积岩的生成条件及演化过程，探测成矿特点和矿床成因等。
图12-8是应用γ能谱测量寻找含金构造带的实例。在含金矿脉附近，γ总量曲线和K含量曲线出现低值，U、Th含量曲线出现高值，而w（U）／w（Th）、w（U）／w（K）、w（Th）／w（K）值形成明显的异常。综合这几条曲线，可确定含金矿脉的位置。根据矿脉两侧K含量曲线两处出现高值的位置，可大致估计钾化带的宽度。

图12-8 山东某地地面γ能谱测量曲线

宇宙射线在海平面附近主要是μ介子和少量中子，产生的照射剂量与所处的纬度及地势高低有关。赤道和两极地区，能量都比较低；中纬度地区，尤其是北半球中纬度地区为最高值。

地壳中放射性元素含量，主要取决于岩石类型和地质环境。因此，不同岩性地区有不同的空气吸收剂量率（表9-2-1）。花岗岩中各种放射性核素含量都比较高，这些地区的空气吸收剂量率值比较大。

表9-2-1 不同岩石中放射性核素含量与空气吸收剂量率（1 m高）

人居住地区大部分为土壤覆盖，因此土壤是辐射剂量的主要来源。一般土壤中辐射比岩石要低；但土壤结构松散，铀易流失或聚集，一般处于不平衡状态。土壤中放射性核素含量与空气吸收剂量典型值如表9-2-2所列。

表9-2-2 土壤放射性核素含量与空气吸收剂量率（1 m高）

巴西高γ射线本底地区Guarapari镇，土壤中富含独居石。该镇有1.2万人，街道空气吸收剂量率为12μGy·h^-1，海滩可达20μGy·h^-1；热释光剂量计测定居民接受平均年剂量为6.4mSv，是全球平均本底值的6倍（不计氡子体）。病理检查当地居民200人，与对照人群相比较染色体畸变率有增加。

广东阳江县土壤为花岗风化后形成的土壤，其中铀、镭、钍比对照地区高4～7倍。当地居民受γ辐射年计量率平均为1.83mSv，为对照地区0.5mSv的4倍，如计入宇宙射线0.25mSv，则高2.8倍。室内外Rn为31.8Bq·m^-3和16.4Bq·m^-3，是对照区的2.9和1.5倍；加上吸入氡（²²²Rn+²²⁰Rn），共计年均有效剂量为2.8mSv，是全球平均值的3倍。从1979～1986年观察10万人/年；痛疼症和白血病不高于对照区，但全死因死亡率明显高于对照区。

不同地区天然γ辐射水平除岩性影响之外，受湿度影响也很明显。有人统计，对同一地区，干旱年的空气吸剂量比多雨年高20%～25%。一般随季节变化在±10%。

区域环境辐射水平测量，实质上是区域γ射线本底测量。目的有二：一是为公众和建设选择环境适宜地区；二是为今后核污染提供背景资料。

区域环境辐射水平测量，主要是航空γ能谱测量，辅以汽车γ能谱测量，少数特殊地区采用地面γ测量。测量之前要对仪器进行统一校正。测量数据要进行相应的修正，如高度校正、宇宙射线和大气氡的校正等。

航空γ能谱测量方法是核辐射区域本底调查，区域环境中核辐射污染调查和评价的有效方法。如调查和编制区域γ射线空气吸收剂量率图；换算和编制氡地质潜势图；调查和圈定核事故污染引起的¹³⁷Cs等沉淀的污染区域和程度，以及调查和寻找丢失的放射源等。

目前用于地质找矿的γ测量仪器，最终给出的结果是铀、钍、钾含量单位。根据环境辐射测量要求，区域核辐射本底以空气吸收剂量率表示。因此要统一将这些数据换算成离地面1m高处空气吸剂量率，单位为Gy·h^-1。

空气吸收剂量率的计算方法。国际原子能机构（IAEA）323号技术报告书，提出利用航空γ能谱测量方法进行地面（1 m高）空气吸收剂量率测量的方法，推荐两种：即三成分法和总道计算法。对地面γ能谱测量和汽车γ能谱测量都是适用的。

（一）三成分法

假定地面土壤中放射性核素分布均匀，可认为是无限大，而且每个放射系列处于平衡状态。则离地面1 m高处空气吸收剂量率用下式表示：

核辐射场与放射性勘查

式中：为1 m高处 γ射线的空气吸收剂量率，nGy· h^-1；K_K、K_U、K_Th分别为⁴⁰ K、238 U、²³² Th的转换系数，nGy· h^-1/Bq · kg^-1 ，分别为三种核素单位比活度（Bq/kg）离地面1 m高处产生的空气吸收剂量率（nGy·h）；A_K、A_U、A_Th分别为⁴⁰K、²³⁸U、²³²Th的比活度，Bq·kg^-1。如果仪器测量给出的是百分含量，或g/t为单位时，应将其换算成比活度，Bq·kg^-1。

1g/t的平衡/铀（eU）和平衡钍（eTh），以及1%钾与Bq·kg^-1的相应值为

核辐射场与放射性勘查

对于航空γ能谱测量，可以在（机场）铀、钍、钾标准模型上用高压电离室或其他剂量率仪实测1 m高处空气吸收剂量率（）。A_K、A_U、A_Th是已知的，根据钾、铀、钍模型上测得的剂量率，可以分别计算 K_K、K_U 和 K_Th。例如，国际辐射防护委员会（ICRP）1991计算的转换系数列于表9-2-3。

表9-2-3 天然核素1m高处空气吸收剂量率转换系数

O.Brien等用建筑材料铺平，在2π平面上，用γ能谱分析钾、铀、钍含量，包含宇宙射线剂量在内，测得的γ射线1m高处空气吸收剂量率的转换系数列于表9-2-4。

表9-2-4 天然核素1m高处空气吸收剂量率的转换系数

可见表9-2-3与表9-2-4数值上比较接近，钍的转换系数两者相差较大。原因可能是宇宙射线能量较高，对钍道剂量率影响较大。

这种计算空气吸收剂量的方法，有人用于室内，将六面墙壁按4π辐射体考虑，计算室内1m高处空气吸收剂量率的转换系数（表9-2-5）。

表9-2-5 室内γ辐射空气吸收剂量率的转换系数

（二）总γ射线计数率法

利用航空γ能谱仪总道γ射线计数率，一般是400keV到3000keV范围的总计数率。空气γ射线吸收剂量率的计算公式如下：

核辐射场与放射性勘查

式中：R_T为转换系数；N_T为100 m高空的总道γ射线计数率（cps）；转换系数（K_T）可通过模型测量来确定。

首先用高压电离室或其他剂量仪在航空γ能谱仪标定模型上精确测量1m高处空气吸收剂量率。在100 m高空飞行求得总道计数率，减去本底后得γ射线总计数率N_T。按（9-2-3）式计算转换系数，K_T=0.04796。空气吸收剂量率计算公式为

核辐射场与放射性勘查

（三）地面（或汽车）γ能谱的转换系数确定法

与航空γ能谱测量一样，可以用三成分法或总γ计数率法。

在地质找矿工作中，也是把地面γ能谱测量结果，换算成地面铀、钍、钾含量。因此三成分法用（9-2-1）式，总计数法用（9-2-3）式，计算1 m高处空气γ吸收剂量率。

换算系数可以利用航空铀、钍、钾标准模型测量1m高剂量率和模型面上总道的总γ射线计数率（cps），以及各道计数率进行计算。因为航空AP系列模型面积大，为六角形（边对边为9.1 m），在模型中央1 m高处测量，可将模型面积看成2π无限大。满足几何条件要求。

（四）区域环境γ辐射剂量率评价实例

珠海地区，中生代有多期强烈的岩浆活动。燕山期酸性花岗岩分布广泛，主要是中晚期侵入岩，为燕山三、四期侵入的中粗粒黑云母花岗岩，放射性核素含量较高。市区为硬路面和草坪覆盖，市区水泥路面实侧γ射线剂量剂量率平均值为145nGy·h^-1，草坪实测平均值为115.4nGy·h^-1。

图9-2-1 为珠海市区剂量率等值图。图（a）为实测地表1 m高γ射线剂量率平面等值图，图（b）为地面γ能谱实测资料换算图。

两种方法得到的空气吸剂量率等值图非常相似，说明利用已有的地质找矿使用的γ射线能谱测量资料进行换算是可行的有效方法。

三种方法空气吸收剂量率数值统计列于表9-2-6。表中结果表明三种方法的结果基本一致，方差和三者相比较的误差都是符合要求的。

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