放射源測井工作人員有效劑量估算與分析

高峰++李曼

摘 要：對放射源測井中工作人員接受的有效劑量進行分析，提出減少輻射影響的防護和管理措施。通過監(jiān)測數(shù)值和理論數(shù)據(jù)，對工作人員有效劑量進行估算。在一次放射源測井作業(yè)中，工作人員裝卸車、運輸和倒源時接受的有效劑量分別是10.4μSv、1.99μSv和0.066mSv。工作人員測井操作中所受照射大多集中于倒源過程，在此過程中采取時間、距離和屏蔽防護措施可有效減少對工作人員輻射影響。

關鍵詞：放射性測井 密封放射源 劑量估算 輻射防護和管理措施

中圖分類號：X96 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2017）08（b）-0172-02

放射性測井作為測井技術的一個分支，在解決復雜地質條件下的測井問題方面具有不可替代的技術優(yōu)勢。目前，在油氣田的勘探和開發(fā)中使用的放射性測井方法，根據(jù)其利用射線不同，分為γ測井和中子測井。γ測井[1]是利用γ射線與地層的光電效應和康譜頓效應測定地層的巖性和密度。中子測井是利用中子源連續(xù)發(fā)射快中子，與地層物質的原子核相碰撞而損失能量，通過測量減速后的中子強度后得知地層狀況。放射性測井中應用的輻射源主要有密封放射源、非密封放射性物質和中子發(fā)生器，其中以密封放射源對工作人員的輻射影響為最大。因此，對密封放射源測井操作中工作人員所受輻射劑量進行估算，對提出減少輻射影響的防護和管理措施是十分必要的。

1 對象與方法

1.1 放射源情況

放射源測井中輻射源為中子源和γ源。中子源通常采用镅-241/鈹中子源，γ源通常采用銫-137放射源，測井過程中2枚放射源常常一起使用。本文將按照測井通常采用的活度為7.4×1011Bq的镅-241/鈹中子源和活度為9.25×1010Bq的銫-137放射源進行監(jiān)測和理論計算。

1.2 污染因素分析

镅-241/鈹中子源和銫-137放射源在衰變過程中可發(fā)出α射線、β射線、γ射線和中子。α射線和β射線穿透能力較弱，放射源包殼可完全屏蔽，對工作人員影響可以忽略。γ射線和中子穿透能力較強，可能對工作人員產生影響。因此，本次估算只考慮γ射線和中子的影響。

1.3 測井操作流程

一次測井作業(yè)需要經(jīng)過以下程序：將放射源罐（內含放射源）從貯存庫轉移至運源車內，運輸至測井現(xiàn)場；將源罐取出移至井口，用裝源桿將放射源從源罐中取出，安裝到測井儀器源室內；利用絞車將測井儀器下放至鉆孔內進行測井。測井工作完成后，按逆過程將放射源返回至放射源貯存庫。

1.4 輻射影響環(huán)節(jié)分析

在測井作業(yè)中，工作人員接受照射的環(huán)節(jié)主要有3個，即：放射源裝卸車（共4次），運輸過程，放射源倒入測井儀器和倒回源罐。放射源下放至井下時，對地面工作人員幾乎沒有影響。

1.5 劑量估算方法

通過對放射源監(jiān)測或查詢資料，獲取放射源周圍吸收劑量率值和相關參數(shù)，通過基本公式，計算得到工作人員所受有效劑量。

2 結果

2.1 裝卸車過程中的有效劑量

在放射源裝卸車過程中，工作人員距離放射源罐最近約0.5m，接觸每個源罐時間約為2min。通過對裝有放射源的源罐進行監(jiān)測，得到距源罐0.5m處的γ吸收劑量率、中子劑量當量率數(shù)據(jù)，見表1。

估算工作人員有效劑量公式為：

（1）

式中：HY-有效劑量當量（Sv）；-劑量當量率（Sv/h）；T-受照時間（h）。

吸收劑量率與劑量當量率轉化公式為：

（2）

式中：-吸收劑量率（Gy/h）；Q-輻射的品質因數(shù)，γ射線為1；N-其它修正因數(shù)的乘積，γ射線為1。

由公式（1）、（2）估算得出裝卸車過程中工作人員接受的有效劑量約為： 10.4μSv。

2.2 放射源運輸中的有效劑量

對裝載1枚镅-241/鈹中子源和1枚銫-137放射源的運輸車駕駛室內γ吸收劑量率、中子劑量當量率進行了輻射監(jiān)測，監(jiān)測結果列入表2。

監(jiān)測結果表明，駕駛位置的γ吸收劑量率和中子劑量當量率均為本底水平，但后排座位的工作人員將受到一定的輻射影響。每次測井作業(yè)放射源運輸時間平均約為3h。由公式（1）、（2）估算得出放射源運輸中工作人員接受的有效劑量約為1.99μSv。

2.3 倒源過程中的有效劑量

在倒源過程中，工作人員使用1～1.5m的長柄鉗，所需時間與操作人員熟練程度有關使用，平均約15s，工作人員距離放射源約1m。

2.3.1 操作γ放射源過程中的有效劑量估算距離放射源1m處的γ吸收劑量率的公式為：

[2] （3）

式中：-吸收劑量率（10-2Gy/h）；A-放射源活度（Ci），銫-137放射源為2.5Ci，镅-241/鈹中子源為20Ci；0.869-照射量率與劑量率轉換系數(shù)（）；r-距源的距離（m）；-照射量率常數(shù)（Rm2/Cih），銫-137放射源為0.328。

由公式（1）、（2）、（3）估算得出操作γ放射源時接受的有效劑量約為0.06mSv。

2.3.2 操作中子源過程中的有效劑量

由于中子與物質作用產生γ射線，其γ射線輸出量與包殼材質和厚度關系很大。對于镅-241/鈹中子源，中子發(fā)射率為106n/s時，距其1m處的照射量率小于1mR/h[3]?；疃葹?.40×1011Bq的镅-241/鈹中子源中子發(fā)射率為4×107n/s[4]，由此推出距其1m處的照射量率小于40mR/h。因此，由公式（2）、（3）估算得出距镅-241/鈹中子源1m處γ劑量當量率最大約為0.35mSv/h。

估算距中子源1m處的中子劑量當量率公式為：

（4）endprint

式中：-中子劑量當量率（Sv/s）；-中子注量率（n/（s·cm2）），對于點源，，S為中子發(fā)射率（n/s），r為距離（cm）；dH-劑量當量率換算系數(shù)，對于镅-241/鈹中子源，dH為3.49×10-10 Sv/（n/cm2）。

由公式（4）估算得出距镅-241/鈹中子源1m處的中子劑量當量率約為0.4mSv/h。

因此，倒源過程中由于中子源造成的工作人員所受有效劑量約為6.25μSv。

2.3.3 倒源過程中的有效劑量

由2.3.1和2.3.2估算結果疊加，得出倒源過程工作人員接受的有效劑量為0.066mSv。

2.4 測井作業(yè)總有效劑量

一次測井作業(yè)中，工作人員參與了放射源裝卸、押運、倒源等操作，由上述估算數(shù)據(jù)疊加，得到工作人員接受的總有效劑量為：10.4μSv+1.99μSv+0.066mSv=0.078mSv。

3 討論

3.1 有效劑量分析

從操作過程看，工作人員在倒源過程中接受劑量較多，約占總量的85%，主要是因為操作裸源，沒有任何屏蔽。從射線影響來看，γ射線造成的有效劑量約占總劑量的83%，中子約占17%。從放射源來看，銫-137放射源對工作人員的影響遠大于镅-241/鈹中子源。

3.2 輻射防護措施

外照射防護應采取時間防護、距離防護和屏蔽防護的基本防護措施。倒源過程中，倒源時間每減少1s，接受的有效劑量約減少7%。開展業(yè)務培訓和技能比武，可提高工作人員操作熟練度，從而減少操作時受照時間。操作過程中，盡量遠離放射源，倒源時，放射源與人體距離增加0.5m，接受的有效劑量將減少約56%。操作時穿戴防護服，0.25mm鉛防護服可屏蔽絕大部分γ射線照射，但對中子防護效果不佳。

3.3 輻射管理措施

日常輻射安全管理工作應遵循輻射實踐正當化、輻射防護最優(yōu)化、個人劑量限值的輻射防護三原則[5]。建立科學的輻射安全管理體系，健全輻射防護制度和操作規(guī)程，并確保各項制度規(guī)程的有效落實。培育核安全文化，開展典型案例警示教育，提高員工安全意識，杜絕違規(guī)操作，減少人因失誤造成事故和不必要的照射。編制具有操作性的輻射事故應急預案，并加強應急演練，最大程度減少事故處理中對工作人員的照射。

參考文獻

[1] 黃隆基.放射性測井原理[M].北京：石油工業(yè)出版社，1985：1-35.

[2] 李德平，潘自強.《輻射防護手冊》第三分冊[M].北京：原子能出版社，1991：26-45.

[3] 李德平，潘自強.《輻射防護手冊》第一分冊[M].北京：原子能出版社，1991：137-142.

[4] GB/T 12714-2009，镅鈹中子源.

[5] GB18871-2002，電離輻射防護與輻射源安全基本標準.endprint