中子发生器辐射环境影响估算

Radiation Environmental Impact Assessment of Neutron Generators

摘要: 目的：本文运用理论计算方法，估算测井作业过程中子发生器对周围人员和环境产生影响。方法：利用文献推荐的估算模式，计算停机后1 h中子发生器外表面0.3 m处的辐射剂量率水平。结果：估算的职业人员所受年附加有效剂量当量率为0.046 mSv/a，公众人员受到的附加有效剂量当量率为0.005 mSv/a。结论：估算结果均低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)中的规定的职业人员剂量约束值5 mSv/a，公众人员管理限值0.1 mSv/a，中子发生器测井过程中不会对环境和公众产生危害。

Abstract: Objective: In this paper, the theoretical calculation method is used to estimate the influence of the neutron generator on the people and the environment. Methods: The radiation dose rate at 0.3 m on the external surface of the neutron generator was calculated at 1 h after shutdown using the estimation model recommended in the literature. Results: The estimated annual additional effective dose equivalent rate was 0.046 mSv/a for professionals and 0.005 mSv/a for the general public. Conclusion: The estimated results are all lower than the occupational personnel dose constraint value of 5 mSv/a and the public personnel management limit value of 0.1 mSv/a specified in the basic standard for ionizing radiation protection and radiation source safety (GB18871-2002). The neutron generator logging process will not cause harm to the environment and the public.

1. 引言

测井中子发生器现主要应用在地层岩性、含油饱和度、空隙度及地层动态测井，是氧活化水流测井、中子寿命测井以及脉冲伽马能谱测井等仪器的核心部件。随着中子发生器越来越多的应用前景，与之相关的辐射防护问题也日益引起关注。在中子发生器测井过程中，对环境和公众的危害，主要由产生的中子、γ射线造成。本文从理论计算方面来估算测井应用作业过程中子发生器对周围人员和环境产生一定的放射性危害。在使用的中子发生器内的氚靶为氚化靶，氚化靶是将氚吸附在金属薄层内制得。中子发生器的氚靶在累计使用100小时后，需连同中子发生器送回生产厂家进行更换处理。在正常工况下，中子发生器不产生放射性污水和废气。

2. 载运中子发生器(含氚靶部分)的车辆(简称运源车)辐射监测要求

依据GB11806-2019《放射性物质的安全运输规程》和GBZ118-2020《油(气)田非密封型放射源测井卫生防护标准》，运源车内外的空气比释动能率不得大于表1的控制值。

Table 1. Control values of specific release kinetic energy ratio of air inside and outside the vehicle

表1. 运源车内外的空气比释动能率控制值

3. 中子发生器井下测井时井口理论计算

一般应用中子发生器(脉冲中子测井仪)石油测井时，放置井下至井口大于3000 m后方供电开始测量，中子管发射出的中子几乎都是快中子，在屏蔽层中主要通过散射和非弹性散射损失能量，最后被井水和岩层物质吸收，主要放出γ射线 [1]。由实际经验可知中子的危害与γ射线的危害相比，中子是主要的，因此，主要考虑中子的屏蔽，中子的屏蔽一般较为复杂，除考虑快中子的减弱过程和吸收过程外，也就是屏蔽层对中子是足够的话，还必须满足对γ射线的安全屏蔽，为此将中子剂量增加一倍。

利用《中子发生器及其应用》 [2] (原子能出版社)推荐的估算模式和参数，估算脉冲中子发生器在井下大于200 m测井时，井口附近的剂量如下：

利用水层厚度公式：

$T_{{\text{H}}_{\text{2}}\text{O}}\left(\text{cm}\right)=T_{1/10}\cdot \log \eta$ (1)

式中： $T_{{\text{H}}_{\text{2}}\text{O}}\left(\text{cm}\right)$ ——水层厚度(水深200 m)， $T_{{\text{H}}_{\text{2}}\text{O}}\left(\text{cm}\right)=2\times {10}^4\text{cm}$ ；

T_1/10——水中的1/10减弱厚度值T/10，( $T_{1/10}=40\text{cm}$ )；

η——中子衰弱比。

再利用中子减弱比公式：

$\eta ={\phi }_0/{\phi }_{mp}{\left(1/R\right)}^2$ (2)

求出关心点R (井口)处中子注量率φ_mp (n/s·cm²)。

式中：φ₀——离靶1 cm处的中子注量率，(1.5 × 10 ⁸ n/s·cm²)；

φ_mp——离靶R (cm)处最大允许的中子注量率，(n/s·cm²)；

R——井口到中子发生器的距离，水下200 m， $R=2\times {10}^4\text{cm}$。

中子剂量率公式：

$Hn=3.6\times {10}^3\cdot {\phi }_{mp}\cdot d_H$ (3)

式中：Hn——经水屏蔽后井口处的中子比释动能率，μGy/h；d_H——中子剂量转换因子(各向同性照射)，根据《油(气)田测井用密封型放射源卫生防护标准》(GBZ142-2002)附录B，查出 $En=14\text{MeV}$ 时， $d_H=3.33\times {10}^{-10}\text{Sv}/\left(\text{n}/{\text{cm}}^{\text{2}}\right)$。

根据公式(1)查得：T_1/10 = 40 cm (水)， $t_{{\text{H}}_{\text{2}}\text{O}}=2\times {10}^4\text{cm}$，则中子减弱比 $\eta ={10}^{500}$。

由公式(2)求得： ${\phi }_{mp}=0.375\times {10}^{-500}\text{n}/\text{s}\cdot {\text{cm}}^2$。

由公式(3)求得： $Hn=4.4955\times {10}^{-507}\text{Sv}/\text{h}$。

中子被探测的岩层吸收中子后会放出一些γ射线，照射量约为中子照射剂量当量的两倍。γ射线贡献值为 $2Hn=8.991\times {10}^{-507}\text{Sv}/\text{h}$。

中子和γ射线的贡献 $Hn+2Hn=1.349\times {10}^{-506}\text{Sv}/\text{h}$。

每口井测量时间平均3~5 h。

则每口井井口总剂量4.046 × 10⁻⁵⁰⁶ Sv~6.743 × 10⁻⁵⁰⁶ Sv。

由上述计算结果可得出：在进行中子发生器(脉冲中子氧活化水流测井)测井时，每次测井平均时间取5 h，每年按测井最大量100口井(工作量由北京紫贝龙科技股份有限公司库尔勒分公司提供)，测井作业人员的年附加有效剂量当量为6.743 × 10⁻⁵⁰⁶ Sv × 100口井 = 6.743 × 10⁻⁵⁰⁴ Sv/a，远远低于背景值；公众人员取职业照射的1/16，为4.215 × 10⁻⁵⁰⁵ Sv/a，远远低于背景值。

以上理论计算结果表明测井作业在200 m以下时，对井口附近无辐射影响，对井口附近的工作人员及公众是安全的。

4. 中子发生器活化剂量估算

当中子发生器在井下工作时，快中子对测井仪本身的材料进行照射，使氚靶被激活，中子发生器停止工作后，中子发生器本身仍会释放出γ射线。参照其他脉冲中子发生器连续工作3 h，关机后不同时间仪器周围的γ辐射剂量率见表2。

Table 2. The peak dose rate around the instrument after the pulsed neutron generator is turned off (after deducting the background value)

表2. 脉冲中子发生器关机后仪器周围的γ剂量率(扣除本底值后)

由表2中的数据可看出：中子发生器连续工作3 h，关机1 h后1 m处的剂量率是0.02 μSv/h。现场调查，拟测井工作场所和运输中子发生器测井车周围的本底X、γ辐射致空气吸收剂量率检测结果在0.080~0.109 μGy/h之间。叠加本底后1 m处的剂量率在0.100~0.111 μGy/h之间；当地天然贯穿辐射室外剂量率在0.0762~0.218 μGy/h；脉冲中子发生器关机1 h后1 m处的剂量率在环境天然贯穿辐射剂量率正常水平范围。因此，要求在井口周围有工作人员情况下，测井中子发生器在井下工作深度停机30 min后到提升至井口的时间不得少于1 h；在井口周围无工作人员情况下，从停机后到中子管装箱时间不得少于1 h。

由中子发生器井下测井时井口理论计算可知，该中子发生器在非使用状态下的库存、搬运过程以及正常的测井操作过程中，对操作人员的辐射影响基本可忽略。主要的辐射影响是测井工作完成后，中子发生器因被活化而短时间内对工作人员的辐射照射。以停机后1 h中子发生器外表面0.3 m处的辐射剂量率水平估算工作人员一年内的可能受照剂量：

年附加有效剂量当量计算公式如下：

$E={\displaystyle \sum Wr}\cdot H_T={\displaystyle \sum W_T}\cdot {\displaystyle \sum Wr}\cdot D={\displaystyle \sum W_T}\cdot {\displaystyle \sum Wr}\cdot \stackrel{\dot{}}{D}\cdot T$ (4)

其中：E——有效剂量(Sv/a)；

H_T——组织或器官T所接受的当量剂量(Sv/a)；

W_T——组织或器官T所接受组织权重因子，对全身取1；

Wr——辐射权重因子，对X、γ射线取1；

$\stackrel{\dot{}}{D}$ ——X、γ致空气吸收剂量率(Gy/h)；

T——年受照时间(h/a)。

参数选择： $\stackrel{\dot{}}{D}$ 为实际测量值减去该地区的环境本底值后的数值，T为工作人员一年内所接受的照射时间。

1) 职业人员附加受照剂量估算

根据测井公司提供的测井数量，每年不大于100次，由两个测井小队轮流操作。每次测井后拆卸设备、装车累计受照剂量时间按照0.5 h计算，本着偏安全考虑时间翻倍。操作过程中操作人员距离设备的最近距离在0.3 m左右。环境本底值为0.080~0.109 μGy/h，此处取最小值0.080 μGy/h。

职业人员所受的年附加有效剂量当量估算：

$\left[\left(1.0-0.080\right)\times 1\right]\mu \text{Sv}\times 50次/年=0.046\text{mSv}/\text{a}$

从事中子发生器测井活动职业人员所受的年附加有效剂量当量估算值为0.046 mSv/a。低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》 [3] (GB18871-2002)中的规定的职业人员剂量约束值5 mSv/a。

2) 公众人员附加受照剂量估算

由于测井作业均在人烟稀少的戈壁滩、沙漠上进行，公众人员受到的放射性影响的可能性几乎没有，本着偏安全角度考虑，选择职业人员的十分之一(0.005 mSv/a)作为公众人员附加受照剂量值。低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)中的规定的公众人员管理限值0.1 mSv/a。

5. 中子发生器井下测井时操作区边界划分理论计算

中子发生器测井时在井下3000 m以下进行测井，通过中子发生器井下测井时井口理论计算可知，测井时中子发生器距井口200 m时，井口处的剂量率都远远低于背景值。但出于辐射安全和降低事故时的辐射影响考虑，根据《油(气)田测井用密封型放射源卫生防护标准》(GBZ142-2002)规定，室外操作放射源时，须在空气比释动能率为2.5 μGy/h处的边界上设置警告标志(或采取警告措施)，防止无关人员进入边界以内的区域(按照从严管理的规定，以上区域内划定为监督区)。

计算中子发生器作业的控制边界时，可认为中子发生器作业于井口位置处(事故状态)，此时，中子发生器对公众所致剂量为最大，以此计算控制边界对公众和职业人员来说是偏安全考虑的。边界计算公式根据《中子发生器及其应用》(原子能出版社)中推荐的模式计算：

$R={\left[3600\times s\times d_H/\left(4\pi \times D\times 1.1\right)\right]}^{1/2}$ (5)

式中：s——中子发生器源强(n/s)，这里；d_H——中子剂量转换因子(各向同性照射)，根据《油(气)田测井用密封型放射源卫生防护标准》(GBZ142-2002)附录B，查出 $En=14\text{MeV}$ 时， $d_H=3.33\times {10}^{-4}\mu \text{Sv}/\left(\text{n}/{\text{cm}}^{\text{2}}\right)$ ；D——控制边界比释动能率，。

由式8可计算得出， $R=2282\text{cm}=22.82\text{m}$。

由上述计算结果可知，中子发生器测井作业过程中，设置约23 m的测井操作区边界即能满足《油(气)田测井用密封型放射源卫生防护标准》(GBZ142-2002)规定的管理要求。从辐射防护最优化的角度考虑，根据《石油测井中子发生器及中子管技术条件》(SY/T5419-2007)的要求(在没有辐射屏蔽条件的情况下，应将距产品不小于30 m的区域划为安全防护区，设置明显标志，设专人警戒，确保区内无人，方可发射中子)，建议选取30 m划为测井操作区，并在边界实施可行、有效的警戒线、警示标志以及其他安全措施。

6. 小结

经理论计算，正常工况下，中子发生器操作人员所受的最大有效剂量为6.743 × 10⁻⁵⁰⁴Sv/a，低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)中“剂量限值”的要求。以停机后1 h中子发生器外表面0.3 m处的辐射剂量率水平，估算的职业人员所受年附加有效剂量当量率为0.046 mSv/a，公众人员受到的附加有效剂量当量率为0.005 mSv/a。以上结果均低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)中的规定的职业人员剂量约束值5 mSv/a，公众人员管理限值0.1 mSv/a。

应用中子发生器(脉冲中子测井仪)石油测井时，放置井下至井口大于3000 m后方供电开始测量，其井口处产生的辐射对地面环境已无影响。使用的中子发生器内的氚靶为氚化靶，氚化靶是将氚吸附在金属薄层内制得。中子发生器的氚靶在累计使用100小时后，需连同中子发生器送回生产厂家进行更换处理，并与厂家签订相关的回收协议。在中子发生器厂家不回收废氚靶时，公司必须严格按照《关于做好放射性废物(源)收贮工作的通知》中的要求，使用V类放射源的单位，应将V类废旧放射源进行包装整备后，交送有相应资质的社会放射性废物集中贮存单位(含生产单位)贮存 [4]。

本文从理论估算角度，探讨了中子发生器在测井应用作业过程中对周围人员和环境产生的放射性危害影响。随着中子发生器使用的越来越广泛，对其管理和辐射防护要求也越来越高，在执行国家规定的标准下，采取可行的辐射防护措施方法，特别是减少不必要的辐射发生很有必要。从辐射防护最优化的角度考虑，应严格划分测井操作区，并在其边界实施可行、有效的警戒线、警示标志以及其它安全措施 [5]。当测井现场由于空间有限无法按照以上划分操作区时，应根据现场实际情况设置警示标志，限制周围的人员活动。