油气田勘探和开发中使用的放射性测井方法可分为γ测井和中子测井^[1]。其中，²⁴¹Am-Be中子源因其具有较宽的中子能量范围（0～11.0 MeV）和稳定的中子发射率^[2]、半衰期长、伴生γ辐射低、各向同性等优点，被广泛应用于地质勘探和石油工业的测井技术。但因中子源发射的中子射线能量高、速度快、质量小、穿透能力极强，与物质发生减速返回的射线进入人体后会大量破坏人体组织^[3]，从而导致辐射事故，影响人体健康。

研究发现多地油田测井工作人员中均有少数人员个人年有效剂量大于5 mSv^[4-6]，中子源测井工作人员受照剂量基本来自中子的贡献^[7]，因此，对中子测井操作人员的个人剂量现状及各操作活动受照剂量占比等问题亟需深入研究。本研究以某公司中子源测井为研究对象，对中子源罐表面的中子照射剂量率和γ照射剂量率进行现场监测，现场观摩中子源测井操作，估算中子源测井过程中各环节操作人员所受辐射剂量，并提出中子源测井的辐射安全管理和防护对策。

1 材料与方法 1.1 对象

某公司测井的²⁴¹Am-Be中子源活度为20 Ci，其特性参数见表1，中子源的储存与运输均在中子源罐中，中子源罐尺寸为φ30 cm×40 cm。现场测量²⁴¹Am-Be中子源罐表面中子剂量率和γ剂量率，并观摩测井过程，记录各过程的操作参数。

1.2 现场监测

现场监测²⁴¹Am-Be中子源罐载源时表面和1 m处的γ剂量率和中子剂量当量率；监测仪器性能和参数满足《辐射防护仪器 中子周围剂量当量（率）仪》（GB/T 14318—2008）要求，现场监测执行《环境地表γ辐射剂量率测量规范》（GB/T 14583—1993）相关规定，测量点为圆柱型容器侧面表面和距容器表面1 m处。监测仪器及技术指标见表2。

1.3 剂量估算方法 1.3.1 ²⁴¹Am-Be中子源γ射线的剂量当量率

1）²⁴¹Am-Be中子源罐载源时表面和1 m处的γ射线剂量当量率采用现场监测结果。2）²⁴¹Am-Be中子源裸源γ射线剂量当量率

计算²⁴¹Am-Be中子源裸源的γ射线剂量当量率时，主要考虑核素衰变、中子与物质的非弹性散射产生的γ射线剂量当量率。

²⁴¹Am-Be中子源的核素衰变产生能量为59.5 keV的γ射线，根据公式1）计算该部分γ射线的剂量当量率^[9]。

$ {\mathop H\limits^ \bullet}_0 = {W_R} \times \mathop D\limits^ \bullet = {W_R} \times f{}_m \times \mathop X\limits^ \bullet = {W_R} \times f{}_m \times \frac{{A \bullet \Gamma }}{{{R^2}}} $

(1)

式中， $ {\mathop H\limits^ \bullet}_0 $ 为裸源的γ射线剂量当量率，mSv/h；f _m为γ射线照射量与吸收剂量的转换系数，8.69 ×10⁻³ Gy·C⁻¹；W_R为γ射线的辐射权重因子，为1；A为放射源的活度，20 Ci；Γ 为γ照射率常数，对于²⁴¹Am取值为1.4×10⁻² C·m²·Ci ⁻¹·h⁻¹；R 为距离，m； $ \mathop D\limits^ \bullet $ 为吸收剂量率，Gy； $ \dot{X}$ 为照射量率，C·kg⁻¹·s⁻¹。

根据刘镇洲等^[10]计算结果，非弹性散射产生的4.438 MeV的γ射线对吸收剂量率的贡献占7.1%，由此计算该部分γ射线剂量当量率。

3）经防护用品屏蔽后的γ射线剂量当量率

²⁴¹Am-Be中子源测井操作过程操作人员穿戴防辐射铅衣、铅手套等防护用品。采用半值层法计算经防护用品屏蔽后的γ射线剂量当量率。

$ \begin{gathered} {\mathop H\limits^ \bullet} = {\mathop H\limits^ \bullet}_0 \times B \times {e^{ - 0.693n}} \hfill \\ \hfill \\ \end{gathered} $

(2)

式中： $ \mathop H\limits^ \bullet $ 为经防护用品屏蔽后的γ射线剂量当量率，mSv/h；B为累积因子，由于采用的是Δ_1/2宽束的半值层厚度，则可忽略B；n为铅的半值层数。根据李德平等^[11]研究，对于0.06 MeV的γ射线，铅的半值层为0.11 mm，对于4.438 MeV的γ射线，铅的半值层为1.7 cm，屏蔽层厚度为0.35 mmPb。

1.3.2 ²⁴¹Am-Be中子源中子周围剂量当量率估算

1）²⁴¹Am-Be中子源罐载源时表面和1 m处的中子周围剂量当量率采用现场监测结果。2）²⁴¹Am-Be中子源裸源的中子周围剂量当量率

²⁴¹Am-Be中子源裸源的中子周围剂量当量率计算采用公式3）^[8]：

$ \mathop H\limits^ \bullet = (1.37 \times {10^{ - 7}} \times S \times f)/(4\pi {R^2}) $

(3)

式中： $ \mathop H\limits^ \bullet $ 为中子源裸源的中子周围剂量当量率，mSv/h；S为中子发射率，中子/s⁻¹；f为中子在材料中减弱因子；R为离源距离，m；1.37×10⁻⁷，为中子注量率与中子剂量率的转换因子。

根据表1中子源的特性参数，²⁴¹Am-Be中子源活度为20 Ci，计算得到该中子源的中子发射率S为4.0×10⁷中子/s⁻¹。

1.3.3 ²⁴¹Am-Be中子源辐射照射有效剂量计算

²⁴¹Am-Be中子源辐射照射的年有效剂量H_E，可由公式4）计算^[8]：

$ {H_E} = {\sum W _T} \times {{\mathop H\limits^ \bullet} _T} \times T $

(4)

式中：H_E为²⁴¹Am-Be中子源辐射照射的年有效剂量，mSv/a；W_T为组织或器官(T) 的相对危险度权重因子； ${{\mathop H\limits^ \bullet }_T}$ 为组织或器官(T) 的剂量当量率，mSv/h；T为测井过程各操作活动的时间，h。

2 结　果 2.1 ²⁴¹Am-Be中子源现场监测、理论计算结果和测井操作参数 2.1.1 ²⁴¹Am-Be中子源罐表面和1m处剂量当量率监测结果

使用中子巡测仪和X-γ辐射剂量率仪分别紧贴²⁴¹Am-Be中子源罐表面和探测器等中心位置距表面1 m处时测量中子周围剂量当量率和γ射线周围剂量当量率，现场监测结果见表3。

²⁴¹Am-Be中子源罐表面和1 m处中子照射剂量率高于γ射线照射剂量率，源罐表面的周围剂量当量率低于《油气田测井放射防护要求》（GBZ 118—2020 ）的测井用放射源源罐载源时表面5 cm处的周围剂量当量率控制值。但该源罐表面中子照射剂量率还是偏高，由于²⁴¹Am-Be中子源产生的γ射线易于防护，在屏蔽中子时对γ射线具有一定的防护，屏蔽设计中主要考虑中子屏蔽^[9]，而某公司从源罐便于搬运、减少搬运人员和缩短搬运时间的角度考虑，选择了尺寸和重量较小的源罐，导致源罐中子屏蔽材料厚度减小，使得该源罐的中子屏蔽效果减弱，而γ射线通过源罐的不锈钢外壳和中子屏蔽材料即可达到较好的屏蔽。

2.1.2 中子源裸源1 m处的剂量当量率计算结果

《油气田测井放射防护要求》（GBZ 118—2020 )规定不应徒手操作放射源，对于大于等于185 GBq（5 Ci）的中子源，操作工具柄长不小于100 cm。某公司测井过程取源和装源均采用长杆夹具操作裸源，操作人员与其距离为1.0 m。根据²⁴¹Am-Be中子源特性，由公式1）、刘镇洲等^[10]结果和公式3），计算得到了²⁴¹Am-Be中子源裸源1 m处的γ射线和中子剂量当量率，见表4。

²⁴¹Am-Be中子源裸源1 m处的γ射线剂量当量率高于中子剂量当量率，与刘镇洲等^[10]计算的结果一致，因此，在进行装源和取源操作时，需要采取操作距离、操作时间和屏蔽等辐射防护措施，以保证操作人员所受剂量控制在可以合理做到的尽可能低的水平。

2.1.3 某公司²⁴¹Am-Be中子源测井的操作参数

²⁴¹Am-Be中子源测井运输过程主要包括源库借源交接、井场交接，在借源交接过程需要进行中子源罐的检查与检测测量，井场交接需要检测后运送至井口；装源过程为利用装源长杆夹具从源罐中取出中子源，然后再借助装源长杆夹具把中子源安装到源架的源室；开始测井，探测结束后取源；取源过程即从源室取出中子源放回源罐的过程，需要借助装源长杆夹具操作。根据现场观摩²⁴¹Am-Be中子源测井过程，获得操作参数见表5，在借源检查、借源检测、搬运上车、搬运下车、井场检测、搬运至井口过程，表中距离为操作人员距源罐表面的距离；在装源和取源过程，表中距离为操作人员距放射源的距离。

2.2 ²⁴¹Am-Be中子源测井过程的辐射照射剂量估算

由表4 ²⁴¹Am-Be中子源测井过程的操作参数，根据²⁴¹Am-Be中子源的中子照射和γ射线照射有效剂量估算方法，分别可估算得到一次和年运输过程、装源和取源过程的中子照射和γ射线照射的有效剂量，见表6。

测井操作人员的有效剂量估算结果可知：²⁴¹Am-Be中子源一次测井过程中工作人员受到的总有效剂量为157.63 μSv。其中，源罐检查、搬运和检测过程中的中子和γ射线照射的有效剂量为96.89 μSv，占总量的61.5%；装源和取源的中子和γ射线照射的有效剂量为60.74 μSv，约占总量的38.5%。与高峰等^[12]计算模拟结果对比分析，装源和取源操作过程中工作人员受到的有效剂量结果一致；但在源罐检查、搬运和检测过程中工作人员受到的有效剂量比高峰等^[12]计算模拟结果偏大。可见，由于某公司减小源罐尺寸后，²⁴¹Am-Be中子源罐的中子表面剂量率较高，使得在中子源搬运和检测过程的有效剂量占比较大，增加了整个测井过程中操作人员所受的个人有效剂量。虽然某公司减小源罐尺寸和重量，减少了放射源的搬运时间和参与搬运人员的数量，但使得一次测井过程中工作人员受到的总有效剂量偏大。

²⁴¹Am-Be中子源一次测井全过程的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为130.83 μSv和26.80 μSv，约占总量的83%和17%。其中，源罐检查、搬运和检测过程中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为94.17 μSv和2.72 μSv，约占总量的59.7%和1.7%；装源和取源过程中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为36.66 μSv和24.08 μSv，约占总量的23.3%和15.3%。可见，某公司中子源测井过程中工作人员受到的有效剂量主要来自中子照射，与李涤等^[7]的结果一致，而表4的计算结果为²⁴¹Am-Be中子源裸源1 m处计算的γ射线剂量当量率远高于中子剂量当量率，是由于在测井实际操作过程中，操作人员配备的铅衣和铅手套等防护用品可有效降低γ射线所致操作人员的有效剂量，而很少有公司配备和采取减少中子辐射照射的防护用品和措施，因而某公司²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受剂量主要为中子照射剂量。

按每年测井100次估算的有效剂量为15.78 mSv，与《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 188871—2002）中的剂量限值标准相比，该有效剂量估算值占职业照射任何一年剂量限值的31.56%，占5年连续平均有效剂量限值的78.9%，虽未超过GB 18871—2002的剂量限值标准，但如果每年的测井工作量明显增加，操作人员个人剂量将会显著上升，控制较为困难；与《职业性外照射个人监测规范》（GBZ 128—2019）中建议的年调查水平相比，该剂量估算值已经远大于有效剂量5mSv的调查水平建议值，因此，²⁴¹Am-Be中子测井工作人员辐射防护应引起重视和采取必要的防护措施。

3 讨　论

在中子源测井过程中，中子源罐设计往往更注重考虑轻便、易于搬运，而忽视中子的屏蔽问题，使得²⁴¹Am-Be中子源源罐表面中子剂量当量率较高，由于源罐搬运、检测的操作距离较短，且目前测井过程中配备和采取减少中子辐射照射的防护用品和措施方面存在不足，因而测井操作人员所受中子照射的有效剂量增加，导致该过程操作人员所受的个人有效剂量较高。为此，需加强²⁴¹Am-Be中子源测井过程中子照射的辐射安全管理和防护，可采取如下措施。

中子源罐的设计和制造中，应以该源所致个人剂量低于剂量约束值为前提条件进行最优化设计。首先应考虑足够的屏蔽措施，确保中子源罐表面中子剂量当量率满足相关法规标准要求，再考虑通过减小罐体尺寸和重量，达到轻便、易于搬运的目的，尽可能减少受照时间和受照人数，以使个人受照剂量、受照射的人数可合理达到的尽量低水平。

在中子源测井过程中，中子照射防护应引起足够重视，并加强中子辐射的防护。在监管部门现场检查中发现部分涉中子源操作单位辐射安全控制不严，如近距离操作含放射源设备时未按规定采取必要的辐射防护措施；涉源操作不穿戴个人防护用品；工作人员进入放射源室不携带任何辐射监测仪器；倒源现场没有辐射监测和监督等^[13]。本研究结果也表明，²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员如未采取中子照射的辐射防护措施或不穿戴辐射防护用品，将会受到较大剂量中子照射，使得整个中子源测井过程的有效剂量显著增加。因此，针对中子源测井的辐射防护，进一步采取的措施包括：增加源罐的中子剂量率的检测，确保源罐完好；操作人员应在所有操作过程配备中子照射的防护用品，减少中子直接照射；强化操作人员对个人剂量监测重要性认识，正确使用个人剂量计，确保个人剂量数据的真实性和完整性^[14]，为后续职业健康诊断提供依据。

在中子源测井过程中应优化测井操作规程，尽可能减少操作时间，增加操作距离，有效降低中子照射剂量率。同时，应加强操作人员的辐射安全与防护的专业培训，增强个人防护意识。