放射源测井工作人员有效剂量估算与分析

1、放射源测井工作人员有效剂量估算与分析摘要：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10.4Sv、1.99Sv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：1674-098X202108b-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

2、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，分为测井和中子测井。测井【1】是利用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源。中子

3、源通常采用镅-241/铍中子源，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射线、射线、射线和中子。射线和射线穿透能力较弱，放射源包壳可完全屏蔽，对工作人员影响可以忽略。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，

4、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，通过根本公式，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

5、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，射线为1；N-其它修正因数的乘积，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：10.4Sv。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。监测结果说明，驾驶位置的吸收剂量率和中

6、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1.99Sv。2.3倒源过程中的有效剂量在倒源过程中，工作人员使用11.5m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操作放射源过程中的有效剂量估算距离放射源1m处的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

7、数Rm2/Cih，铯-137放射源为0.328。由公式1、2、3估算得出操作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射线，其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

8、：4endprint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3.49×10-10Sv/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6.25Sv。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，

9、由上述估算数据叠加，得到工作人员接受的总有效剂量为：10.4Sv+1.99Sv+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，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根本防护措施。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

10、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局部射线照射，但对中子防护效果不佳。3.3辐射管理措施日常辐射平安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那么【5】。建立科学的辐射平安管理体系，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。培育核平安文化，开展典型案例警示教育，提高员工平安意识，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.