放射源測(cè)井工作人員有效劑量估算與分析

高峰++李曼

摘 要：對(duì)放射源測(cè)井中工作人員接受的有效劑量進(jìn)行分析，提出減少輻射影響的防護(hù)和管理措施。通過(guò)監(jiān)測(cè)數(shù)值和理論數(shù)據(jù)，對(duì)工作人員有效劑量進(jìn)行估算。在一次放射源測(cè)井作業(yè)中，工作人員裝卸車(chē)、運(yùn)輸和倒源時(shí)接受的有效劑量分別是10.4μSv、1.99μSv和0.066mSv。工作人員測(cè)井操作中所受照射大多集中于倒源過(guò)程，在此過(guò)程中采取時(shí)間、距離和屏蔽防護(hù)措施可有效減少對(duì)工作人員輻射影響。

關(guān)鍵詞：放射性測(cè)井 密封放射源 劑量估算 輻射防護(hù)和管理措施

中圖分類(lèi)號(hào)：X96 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A 文章編號(hào)：1674-098X（2017）08（b）-0172-02

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

1 對(duì)象與方法

1.1 放射源情況

放射源測(cè)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(cè)井過(guò)程中2枚放射源常常一起使用。本文將按照測(cè)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(jìn)行監(jiān)測(cè)和理論計(jì)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(guò)程中可發(fā)出α射線(xiàn)、β射線(xiàn)、γ射線(xiàn)和中子。α射線(xiàn)和β射線(xiàn)穿透能力較弱，放射源包殼可完全屏蔽，對(duì)工作人員影響可以忽略。γ射線(xiàn)和中子穿透能力較強(qiáng)，可能對(duì)工作人員產(chǎn)生影響。因此，本次估算只考慮γ射線(xiàn)和中子的影響。

1.3 測(cè)井操作流程

一次測(cè)井作業(yè)需要經(jīng)過(guò)以下程序：將放射源罐（內(nèi)含放射源）從貯存庫(kù)轉(zhuǎn)移至運(yùn)源車(chē)內(nèi)，運(yùn)輸至測(cè)井現(xiàn)場(chǎng)；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(cè)井儀器源室內(nèi)；利用絞車(chē)將測(cè)井儀器下放至鉆孔內(nèi)進(jìn)行測(cè)井。測(cè)井工作完成后，按逆過(guò)程將放射源返回至放射源貯存庫(kù)。

1.4 輻射影響環(huán)節(jié)分析

在測(cè)井作業(yè)中，工作人員接受照射的環(huán)節(jié)主要有3個(gè)，即：放射源裝卸車(chē)（共4次），運(yùn)輸過(guò)程，放射源倒入測(cè)井儀器和倒回源罐。放射源下放至井下時(shí)，對(duì)地面工作人員幾乎沒(méi)有影響。

1.5 劑量估算方法

通過(guò)對(duì)放射源監(jiān)測(cè)或查詢(xún)資料，獲取放射源周?chē)談┝柯手岛拖嚓P(guān)參數(shù)，通過(guò)基本公式，計(jì)算得到工作人員所受有效劑量。

2 結(jié)果

2.1 裝卸車(chē)過(guò)程中的有效劑量

在放射源裝卸車(chē)過(guò)程中，工作人員距離放射源罐最近約0.5m，接觸每個(gè)源罐時(shí)間約為2min。通過(guò)對(duì)裝有放射源的源罐進(jìn)行監(jiān)測(cè)，得到距源罐0.5m處的γ吸收劑量率、中子劑量當(dāng)量率數(shù)據(jù)，見(jiàn)表1。

估算工作人員有效劑量公式為：

（1）

式中：HY-有效劑量當(dāng)量（Sv）；-劑量當(dāng)量率（Sv/h）；T-受照時(shí)間（h）。

吸收劑量率與劑量當(dāng)量率轉(zhuǎn)化公式為：

（2）

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

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

2.2 放射源運(yùn)輸中的有效劑量

對(duì)裝載1枚镅-241/鈹中子源和1枚銫-137放射源的運(yùn)輸車(chē)駕駛室內(nèi)γ吸收劑量率、中子劑量當(dāng)量率進(jìn)行了輻射監(jiān)測(cè)，監(jiān)測(cè)結(jié)果列入表2。

監(jiān)測(cè)結(jié)果表明，駕駛位置的γ吸收劑量率和中子劑量當(dāng)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(cè)井作業(yè)放射源運(yùn)輸時(shí)間平均約為3h。由公式（1）、（2）估算得出放射源運(yùn)輸中工作人員接受的有效劑量約為1.99μSv。

2.3 倒源過(guò)程中的有效劑量

在倒源過(guò)程中，工作人員使用1～1.5m的長(zhǎng)柄鉗，所需時(shí)間與操作人員熟練程度有關(guān)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(guò)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(zhuǎn)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(shí)接受的有效劑量約為0.06mSv。

2.3.2 操作中子源過(guò)程中的有效劑量

由于中子與物質(zhì)作用產(chǎn)生γ射線(xiàn)，其γ射線(xiàn)輸出量與包殼材質(zhì)和厚度關(guān)系很大。對(duì)于镅-241/鈹中子源，中子發(fā)射率為106n/s時(shí)，距其1m處的照射量率小于1mR/h[3]。活度為7.40×1011Bq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(dāng)量率最大約為0.35mSv/h。

估算距中子源1m處的中子劑量當(dāng)量率公式為：

（4）endprint

式中：-中子劑量當(dāng)量率（Sv/s）；-中子注量率（n/（s·cm2）），對(duì)于點(diǎn)源，，S為中子發(fā)射率（n/s），r為距離（cm）；dH-劑量當(dāng)量率換算系數(shù)，對(duì)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(dāng)量率約為0.4mSv/h。

因此，倒源過(guò)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(guò)程中的有效劑量

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

2.4 測(cè)井作業(yè)總有效劑量

一次測(cè)井作業(yè)中，工作人員參與了放射源裝卸、押運(yùn)、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(guò)程看，工作人員在倒源過(guò)程中接受劑量較多，約占總量的85%，主要是因?yàn)椴僮髀阍矗瑳](méi)有任何屏蔽。從射線(xiàn)影響來(lái)看，γ射線(xiàn)造成的有效劑量約占總劑量的83%，中子約占17%。從放射源來(lái)看，銫-137放射源對(duì)工作人員的影響遠(yuǎn)大于镅-241/鈹中子源。

3.2 輻射防護(hù)措施

外照射防護(hù)應(yīng)采取時(shí)間防護(hù)、距離防護(hù)和屏蔽防護(hù)的基本防護(hù)措施。倒源過(guò)程中，倒源時(shí)間每減少1s，接受的有效劑量約減少7%。開(kāi)展業(yè)務(wù)培訓(xùn)和技能比武，可提高工作人員操作熟練度，從而減少操作時(shí)受照時(shí)間。操作過(guò)程中，盡量遠(yuǎn)離放射源，倒源時(shí)，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(shí)穿戴防護(hù)服，0.25mm鉛防護(hù)服可屏蔽絕大部分γ射線(xiàn)照射，但對(duì)中子防護(hù)效果不佳。

3.3 輻射管理措施

日常輻射安全管理工作應(yīng)遵循輻射實(shí)踐正當(dāng)化、輻射防護(hù)最優(yōu)化、個(gè)人劑量限值的輻射防護(hù)三原則[5]。建立科學(xué)的輻射安全管理體系，健全輻射防護(hù)制度和操作規(guī)程，并確保各項(xiàng)制度規(guī)程的有效落實(shí)。培育核安全文化，開(kāi)展典型案例警示教育，提高員工安全意識(shí)，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(yīng)急預(yù)案，并加強(qiáng)應(yīng)急演練，最大程度減少事故處理中對(duì)工作人員的照射。

參考文獻(xiàn)

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

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

[3] 李德平，潘自強(qiáng).《輻射防護(hù)手冊(cè)》第一分冊(cè)[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(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn).endprint