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。
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