1 模拟实验的有关情况

石油核测井公司一般利用6.66 ×10¹¹ Bq(18Ci)的²⁴¹Am-Be中子源和7.4 ×10¹⁰ Ba(2Ci)的¹³⁷Cs γ源进行核测井。本次放射源模拟安装实验也是使用上述放射源, 模拟实验的目的是消除在核测井中放射性工作人员因了解自己所受的年有效剂量而对自己所从事工作的顾虑。

核测井公司一般为每口石油井配有2名放射性工作人员, 一名进行操作, 另外一名协助, 测井公司每月装卸放射源各2次, 每次需要2名工作人员, 每人年平均操作γ和中子放射源装卸各24次。对放射源的模拟安装与实际工作操作相同, 用放射源源叉将放射源从源罐中取出后, 安装在相应的测井钻头上, 采用辐射与并孔物质相互作用的各种效应来取得进行地层物理性质与技术参数的各种信息。因工作人员的操作熟练程度不同, 每次准备、装卸源的整个过程需要的时间在3 ~ 5 min之间, 其中对裸源的操作时间为10 ~ 20 s。

现场监测人员2名, 分别对γ与中子两种放射源进行测量。测量仪器为JW3104型微电X-γ吸收剂量率仪、EJ-347型X-γ剂量率仪和BH3105型中子剂量当量仪。

2 理论剂量估算

根据有关的条件, 在距离放射源35 m以外的剂量对总的有效剂量影响不大, 可以忽略。在对裸源操作开始前, 准备时间为5 min, 工作人员距放射源罐0.5 m, 测量结果(没有相关的条件进行理论计算, 用实际测量值进行剂量估算): γ吸收剂量率为500 ×10^-8 Gy/h, 中子剂量当量率为0.3 μSv/ h。

根据放射源活度, 理论计算出裸源状态下距源不同时的剂量率值, 见表 1, 表 2。

由表 1与表 2看出, 安装放射源前, 对现场工作人员受照剂量的理论估算值为99.78 μSv/人, 其中γ源所致吸收剂量为93 μSv, 中子源所致当量剂量为6.78 μSv。假设现场操作人员每年都在同样的条件下工作, 每月操作2次, 平均每人年操作24次此类中子源和γ源, 每次操作前有5 min的准备, 即可得出年有效剂量为2.39 mSv; 监测人员受照剂量理论值为17. 27 μSv。

3 模拟实验剂量估算

模拟实验是按照制定有关实施方案进行的, 在测量过程中, 有许多条件与实施方案有很较大差别, 如准备时间不同。按照实际安装放射源的过程, 计算出工作人员所受的年有效剂量。见表 3 ~表 6。

由表 4与表 6可以看出, 在实际模拟操作的每个过程中, 当量剂量的总和在数值上即为每次操作的有效剂量当量。

在操作¹³⁷Cs γ源的各个过程中, 放射工作人员所受的有效剂量总和为74.16 μSv, 操作²⁴¹Am-Be中子源对当量剂量为37.69 μSv, 即在整个操作过程中的有效剂量为111.85 μSv。根据实际的模拟操作所得的数值, 石油核测井中放射工作人员所受的有效剂量为111.85 ×24 =2684.4(μSv)=2.68 mSv。

4 个人剂量探测值

在本次模拟实验中, 在放射工作人员胸前佩戴DMC2000C个人剂量计, 该剂量计的技术指标为: γ射线能量响应为Hp(10):低于±20 %, 60keV ~ 2.0MeV (ref.¹³⁷Cs); Hp(10):低于+100 %~ 50 %, 2.0 ~ 12. 0MeV(ref.¹³⁷Cs); 测量范围为剂量:从本底到10 Sv, 剂量率:从本底值到10 Sv; 测量误差为剂量: ±20 %, 剂量率:低于±30 %。

在模拟实验完成后, γ个人剂量探测所得的数值为89μSv。

5 结论

根据大港油田和胜利油田的统计, 对于石油核测井行业, 放射工作人员接受的年有效剂量值在0.95 ~ 2.96 mSv之间^[1]。本次模拟实验剂量估算值得出的年有效剂量为2.68 mSv, 接近上述统计值的最大值。

由于放射工作人员的熟练程度不同, 每次在同一操作步骤上所需要的时间也不相同, 由此导出的年有效剂量值有差别也是正常的。

根据上面的分析计算, 对于同一次操作, γ射线所致的有效剂量的理论计算值、模拟实验值和γ个人剂量探测值非常接近, 分别为93 μSv、74.16 μSv和89 μSv。

在整个模拟实验过程中, 准备安装放射源(非裸源状态下)前所受的有效剂量远超过其他过程所受的有效剂量。

通过本次模拟实验, 消除了一些核测井公司放射性工作人员的疑虑, 实际所受的年有效剂量不超过5 mSv。