油气田勘探测井装置使用的密封放射源主要是²⁴¹Am - Be中子源和¹³⁷Csγ源。UNSCEAR(联合国原子辐射效应科学委员会)2000年的报告书认为，许多国家已确认测井是一种可能导致工作人员受到比其他工业应用更高剂量的辐射工业应用^[1]。笔者通过对测井现场手工装卸放射源的典型操作过程的分析，估算有关工作人员接受的外照射剂量, 分析其辐射危害的水平并对该职业照射中的辐射防护问题进行探讨。

1 手工装卸放射源的典型操作过程 1.1 操作流程

测井现场的典型操作流程如图 1所示。

1.2 放射源及近距离操作放射源的基本情况

¹³⁷Cs源罐和²⁴¹Am - Be源罐表面5cm和1m处的空气比释动能率控制值见表 1^[2]。

根据实际调査, 典型现场测井过程约1h, 使用7.4×10¹⁰Bq (2Ci)或5.55×10¹⁰Bq (1.5Ci)的¹³⁷Cs源和7.4×10¹¹Bq (20Ci)的²⁴¹Am - Be中子源。测井人员为2名男性工作人员，1人操作, 1人监督。图 1所示的各操作过程与受照剂量估算相关的典型操作时间和距离见表 2。

2 外照射剂量估算

剂量估算中¹³⁷Csγ源的活度取7.4×10¹⁰Bq (2Ci), ²⁴¹Am -Be中子源74×10¹¹Bq (20Ci)。根据ICRU推荐的吸收剂量指数方法，以直径为30cm的组织等效球作为模拟人体躯干模型进行剂量估算，则吸收剂量指数定义为以关注的参考点为中心，由密度为1g/cm³的软组织等效材料组成, 直径为30cm球体内的最大吸收剂量^[3]。剂量估算的结果见表 3。

由估算结果看出，每人·次油气田n-γ测井现场工作人员的受照剂量约为0.11mSv/人次。根据调査，每名测井工作人员每年在现场操作的平均次数约为20次左右，因此，每名操作人员的年剂量当量典型值约为2.2mSv/a, 同等条件下, 现场监督人员的年剂量当量典型值约为0.22mSV/a。

3 结论和建议 3.1 结论

李俊雯等^[4]对在中子和γ辐射混合场中直接操作放射源以及进人测井放射性工作区内的工作人员的个人剂量进行了监测，并考虑到剂量估算中采用了源罐表面5cm和1m处的空气比释动能率控制值作为估算参考值，结果显示与测井过程密切相关的人员其人均年剂量当量约为1.98mSv/a, 与笔者估算典型值2.2mSv/a水平相近，说明估算的结果具有一定的代表意义。

由表 3可以看出, 工作人员在手工操作¹³⁷Cs裸源、从仪表内取¹³⁷Cs源和装卸²⁴¹Am - Be源罐过程中的受照剂量分别约为总剂量的38%、35%和15%, 而该3项剂量之和约占总剂量的90%。

3.2 建议

根据以上剂量估算和分析，应从以下4个方面对测井现场的职业照射加强防护。

3.2.1 合理选择放射源

在满足获取足够测井探测信息的前提下，尽可能选用中子注量率低的中子放射源或活度低的γ放射源。

3.2.2 有效利用时间防护

在测井工作人员上岗前, 加强模拟操作的培训, 提高工作人员现场操作的熟练程度，尽可能地缩短在无屏蔽辐射场中滞留的时间。对没有达到预定操作时间要求的人员，不得上岗。

3.2.3 必须采用距离防护

点状辐射源的位置剂量率随距离的增加以平方反比的关系减弱，距源100cm的处位置剂量率约为距源10cm的处1%。所以, 应使用专用夹持工具，有效降低人体受照剂量。根据估算的结果，从仪表取放射源的过程⑤中，工作人员距离裸放射源最近，相应于该过程的辐射场变化也最明显。通常情况下，工作人员与放射源的距离减少20cm, 年剂量将增加1 mSv/a。

3.2.4 辐射分区和警示标志

从辐射防护的角度出发，辐射分区不仅仅是对正常工作情况下工作人员外照射剂量水平的一种限制，同时，也是对潜在照射进行合理控制的必要措施。