放射源测井工作人员有效剂量估算与分析

高峰++李曼

摘 要：对放射源测井中工作人员接受的有效剂量进行分析，提出减少辐射影响的防护和管理措施。通过监测数值和理论数据，对工作人员有效剂量进行估算。在一次放射源测井作业中，工作人员装卸车、运输和倒源时接受的有效剂量分别是10.4μSv、1.99μSv和0.066mSv。工作人员测井操作中所受照射大多集中于倒源过程，在此过程中采取时间、距离和屏蔽防护措施可有效减少对工作人员辐射影响。

关键词：放射性测井 密封放射源 剂量估算 辐射防护和管理措施

中图分类号：X96 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2017）08（b）-0172-02

放射性测井作为测井技术的一个分支，在解决复杂地质条件下的测井问题方面具有不可替代的技术优势。目前，在油气田的勘探和开发中使用的放射性测井方法，根据其利用射线不同，分为γ测井和中子测井。γ测井[1]是利用γ射线与地层的光电效应和康谱顿效应测定地层的岩性和密度。中子测井是利用中子源连续发射快中子，与地层物质的原子核相碰撞而损失能量，通过测量减速后的中子强度后得知地层状况。放射性测井中应用的辐射源主要有密封放射源、非密封放射性物质和中子发生器，其中以密封放射源对工作人员的辐射影响为最大。因此，对密封放射源测井操作中工作人员所受辐射剂量进行估算，对提出减少辐射影响的防护和管理措施是十分必要的。

1 对象与方法

1.1 放射源情况

放射源测井中辐射源为中子源和γ源。中子源通常采用镅-241/铍中子源，γ源通常采用铯-137放射源，测井过程中2枚放射源常常一起使用。本文将按照测井通常采用的活度为7.4×1011Bq的镅-241/铍中子源和活度为9.25×1010Bq的铯-137放射源进行监测和理论计算。

1.2 污染因素分析

镅-241/铍中子源和铯-137放射源在衰变过程中可发出α射线、β射线、γ射线和中子。α射线和β射线穿透能力较弱，放射源包壳可完全屏蔽，对工作人员影响可以忽略。γ射线和中子穿透能力较强，可能对工作人员产生影响。因此，本次估算只考虑γ射线和中子的影响。

1.3 测井操作流程

一次测井作业需要经过以下程序：将放射源罐（内含放射源）从贮存库转移至运源车内，运输至测井现场；将源罐取出移至井口，用装源杆将放射源从源罐中取出，安装到测井仪器源室内；利用绞车将测井仪器下放至钻孔内进行测井。测井工作完成后，按逆过程将放射源返回至放射源贮存库。

1.4 辐射影响环节分析

在测井作业中，工作人员接受照射的环节主要有3个，即：放射源装卸车（共4次），运输过程，放射源倒入测井仪器和倒回源罐。放射源下放至井下时，对地面工作人员几乎没有影响。

1.5 剂量估算方法

通过对放射源监测或查询资料，获取放射源周围吸收剂量率值和相关参数，通过基本公式，计算得到工作人员所受有效剂量。

2 结果

2.1 装卸车过程中的有效剂量

在放射源装卸车过程中，工作人员距离放射源罐最近约0.5m，接触每个源罐时间约为2min。通过对装有放射源的源罐进行监测，得到距源罐0.5m处的γ吸收剂量率、中子剂量当量率数据，见表1。

估算工作人员有效剂量公式为：

（1）

式中：HY-有效剂量当量（Sv）；-剂量当量率（Sv/h）；T-受照时间（h）。

吸收剂量率与剂量当量率转化公式为：

（2）

式中：-吸收剂量率（Gy/h）；Q-辐射的品质因数，γ射线为1；N-其它修正因数的乘积，γ射线为1。

由公式（1）、（2）估算得出装卸车过程中工作人员接受的有效剂量约为： 10.4μSv。

2.2 放射源运输中的有效剂量

对装载1枚镅-241/铍中子源和1枚铯-137放射源的运输车驾驶室内γ吸收剂量率、中子剂量当量率进行了辐射监测，监测结果列入表2。

监测结果表明，驾驶位置的γ吸收剂量率和中子剂量当量率均为本底水平，但后排座位的工作人員将受到一定的辐射影响。每次测井作业放射源运输时间平均约为3h。由公式（1）、（2）估算得出放射源运输中工作人员接受的有效剂量约为1.99μSv。

2.3 倒源过程中的有效剂量

在倒源过程中，工作人员使用1～1.5m的长柄钳，所需时间与操作人员熟练程度有关使用，平均约15s，工作人员距离放射源约1m。

2.3.1 操作γ放射源过程中的有效剂量估算距离放射源1m处的γ吸收剂量率的公式为：

[2] （3）

式中：-吸收剂量率（10-2Gy/h）；A-放射源活度（Ci），铯-137放射源为2.5Ci，镅-241/铍中子源为20Ci；0.869-照射量率与剂量率转换系数（）；r-距源的距离（m）；-照射量率常数（Rm2/Cih），铯-137放射源为0.328。

由公式（1）、（2）、（3）估算得出操作γ放射源时接受的有效剂量约为0.06mSv。

2.3.2 操作中子源过程中的有效剂量

由于中子与物质作用产生γ射线，其γ射线输出量与包壳材质和厚度关系很大。对于镅-241/铍中子源，中子发射率为106n/s时，距其1m处的照射量率小于1mR/h[3]。活度为7.40×1011Bq的镅-241/铍中子源中子发射率为4×107n/s[4]，由此推出距其1m处的照射量率小于40mR/h。因此，由公式（2）、（3）估算得出距镅-241/铍中子源1m处γ剂量当量率最大约为0.35mSv/h。

估算距中子源1m处的中子剂量当量率公式为：

（4）endprint

式中：-中子剂量当量率（Sv/s）；-中子注量率（n/（s·cm2）），对于点源，，S为中子发射率（n/s），r为距离（cm）；dH-剂量当量率换算系数，对于镅-241/铍中子源，dH为3.49×10-10 Sv/（n/cm2）。

由公式（4）估算得出距镅-241/鈹中子源1m处的中子剂量当量率约为0.4mSv/h。

因此，倒源过程中由于中子源造成的工作人员所受有效剂量约为6.25μSv。

2.3.3 倒源过程中的有效剂量

由2.3.1和2.3.2估算结果叠加，得出倒源过程工作人员接受的有效剂量为0.066mSv。

2.4 测井作业总有效剂量

一次测井作业中，工作人员参与了放射源装卸、押运、倒源等操作，由上述估算数据叠加，得到工作人员接受的总有效剂量为：10.4μSv+1.99μSv+0.066mSv=0.078mSv。

3 讨论

3.1 有效剂量分析

从操作过程看，工作人员在倒源过程中接受剂量较多，约占总量的85%，主要是因为操作裸源，没有任何屏蔽。从射线影响来看，γ射线造成的有效剂量约占总剂量的83%，中子约占17%。从放射源来看，铯-137放射源对工作人员的影响远大于镅-241/铍中子源。

3.2 辐射防护措施

外照射防护应采取时间防护、距离防护和屏蔽防护的基本防护措施。倒源过程中，倒源时间每减少1s，接受的有效剂量约减少7%。开展业务培训和技能比武，可提高工作人员操作熟练度，从而减少操作时受照时间。操作过程中，尽量远离放射源，倒源时，放射源与人体距离增加0.5m，接受的有效剂量将减少约56%。操作时穿戴防护服，0.25mm铅防护服可屏蔽绝大部分γ射线照射，但对中子防护效果不佳。

3.3 辐射管理措施

日常辐射安全管理工作应遵循辐射实践正当化、辐射防护最优化、个人剂量限值的辐射防护三原则[5]。建立科学的辐射安全管理体系，健全辐射防护制度和操作规程，并确保各项制度规程的有效落实。培育核安全文化，开展典型案例警示教育，提高员工安全意识，杜绝违规操作，减少人因失误造成事故和不必要的照射。编制具有操作性的辐射事故应急预案，并加强应急演练，最大程度减少事故处理中对工作人员的照射。

参考文献

[1] 黄隆基.放射性测井原理[M].北京：石油工业出版社，1985：1-35.

[2] 李德平，潘自强.《辐射防护手册》第三分册[M].北京：原子能出版社，1991：26-45.

[3] 李德平，潘自强.《辐射防护手册》第一分册[M].北京：原子能出版社，1991：137-142.

[4] GB/T 12714-2009，镅铍中子源.

[5] GB18871-2002，电离辐射防护与辐射源安全基本标准.endprint