核测井用密封中子源对工作人员的辐射剂量计算

孙笑雨

现代的核测井技术具有探测精度高、探测周期短、经济性好并且不需要依赖多年地质经验的优点，是测井技术发展的主要方向[1-7]。但是其核心部件—中子源具有放射性伤害，本文主要使用MCNP计算程序对核测井用中子源跌落后对工作人员的辐射剂量进行计算。为核测井工作人员的辐射防护提供供参考。

本文主要使用基于蒙特卡罗方法的MCNP计算程序对核测井用中子源及中子源取用、运输、监管的工作人员（包括车辆和仓库）进行建模。我们可以通过具有强大三维建模功能的MCNP程序建立模型，参考实际工程中的各项参数完成了MCNP输入卡的编写，利用不同的模型获取到了工作人员受照辐射的原始数据。

本文利用MCNP建立了两个工作事故模型。通过参考实际核测井中子源的能量，建立工作人员误靠近掉落镅-铍中子源的模型来模拟工作人员在事故现场（中子源在核测井过程中掉落在地上的事故）受照的情况，计算其受到的辐射剂量；通过参考工程中中子源的运输情况，建立司机驾驶运输车模型来模拟计算中子源运输过程中若跌落在安全罐外后驾驶室司机所受的辐射剂量。

经过模拟计算得出的数据误差都在规定的百分之五以下，可以为工作人员安全施工提供借鉴。

1 工作人员靠近跌落的中子源模型

这个是工作人员靠近在作业中误操作掉落的中子源的模型（也可以当作路人靠近遗落核测井用中子源的模型）。因为在核测井作业中工作人员是通过电气设备较远距离操作，所以工作人员作业时候并不会穿特制的防护服，而是简单的工作装。所以将这两种工作生活中的工况归为一种模型在这里模拟。

运用MCNP可以比较简略的模拟出人体的模型。本着尽量贴近现实的简化原则，人体的骨骼、肌肉、皮肤具有明显的密度、物质差异，所以将人的模型分为内、中、外三层。最内层就是骨骼层，中间层代表肌肉组织、内脏组织，最外层代表着皮肤组织。而人体的三层组织的物质组成和大致的几何层次可以比较容易的在相关资料中查询出来，将人体这三层结构的平均值分别填充进各自的层次中。如图1所示，这是MCNP模拟出的简单的人体模型（中子源由于是点源，在图中看不到）。

由于现实工作生活中的中子源尺寸和人体相比、和与人的距离相比，尺寸差着近似两个数量级，所以在这个模型中可以将柱状的中子源直接用点源代替。这种几何上与现实的差距对于运算模拟结果的精确性没有太大的影响。经过模拟运算后发现误差是在允许的范围内[9]。

而源和人中间的距离空间，需要用空气填充。由于空气对于中子源放射出的中子具有不能忽视的阻碍作用，所以必须将空气对中子源的阻碍作用考虑进中子能量衰减过程中。空气中绝大部分都是氧气和氮气，所以空气的含量直接用氮氧成比例表示，就可以相当程度上模拟仿真真实环境中，中子经过空气照射到人体上的过程中由于空气的阻碍作用而带来的能量衰减。

而源和人的中间的距离空间，需要用空气填充。由于空气对于中子源放射出的中子具有不能忽视的阻碍作用，所以必须将空气对中子源的阻碍作用考虑进中子能量衰减过程中。空气中绝大部分都是氧气和氮气，所以空气的含量直接用氮氧成比例表示，就可以相当程度上模拟仿真真实环境中，中子经过空气照射到人体上的过程中由于空气的阻碍作用而带来的能量衰减。

MCNP中模拟计算出的人体所受的辐射剂量是Mev/g，但是在国家标准和我们所熟知的相关规定中是用Sv/s或者Sv/h来表示人体所受的辐射剂量的。所以在后面的数据处理阶段，会将MCNP运算出的原始数据进行计量单位的换算，再跟国家标准和工作单位的相关规定进行对比。

在实际工作和生活中，中子源与工作人员的距离并不是一成不变的，所以在这个模型中，工作人员模型和点源的模型间的距离是一个改变的参量。为了更贴近现实生活中工作人员或者路人靠近中子源的时候做受到的辐射剂量，本文选取了一米、一点五米、两米、两点五米、三米......到十米这几个等间距有代表性的距离来代表。

在这个模型中我们用误差来表示模拟仿真和真实工作生活的模拟相似程度。为了保证仿真的相似度，规定模拟误差不能超过百分之五。经过十次运算后，原始数据数据如表1所示。

通过对原始数据的直观观察，我们可以明显看出，随着距离越远，人员所受到的中子源的辐射剂量明显的呈现下降的趋势。具体的变化在后面的数据处理中会有结果展现。

表1工作人员靠近中子源模型的MCNP运算结果

2 司机驾驶运输车运输源的模型

图2客车司机运输中子源的模型截图

模型二是模拟的中子源的运输车在运输中子源的时候的工况。在现实中，运输中子源的车辆有严格的规定。但是由于有国家认可的资质保管及使用中子源的各种辐射监测公司和国家相关事业单位众多，车辆的具体型号大小并没有统一的要求，所以在本模型的模拟中车辆的选择就选用了中型的卡车（长约5米）。这种型号在实际工作中较为常见，因此具有较强的代表性。从驾驶室工作人员的角度来考虑，其他型号的运输车辆对模拟仿真人体所受的辐射剂量的影响实际上主要体现在中子源和驾驶室工作人员的距离不同。车辆型号越长越大，那么中子源和驾驶室工作人员的距离越远，驾驶室工作人员所受剂量就越小，人员就会越安全。为了涵盖实际运输中中子源和驾驶室工作人员所受辐射剂量关系，在这个模型中，也取用2米、2.5米、3米、3.5米、4米……8米这几个代表性的距离进行估算。如图2所示，用其中一个车辆运输模型（驾驶室人员和中子源距离5米距离的情况）来展现本模型建立的情况。

由于现实工作生活中的中子源尺寸和人体与车辆的长度相比、和中子源距离人的距离相比，尺寸差着两个数量级以上，所以在这个模型中可以将柱状的中子源直接用点源代替。这种几何上与现实的近似对于运算模拟结果的精确性没有明显的影响。经过模拟运算后发现误差是在允许的范围内。

在这个模型中同样用误差来体现此模型和真实中子源运输情况的模拟相似程度。为了保证模型和实际工况的相似程度，规定模拟误差不能超过百分之五。为了将模拟误差降到这个误差之下，我们将MCNP模拟运算的截断方式设定为运算时间截断5分钟（在MCNP代码编辑中的代码为—CTME 5，经过试运算，运算截断时间截断到5分钟误差已经降到允许的范围以内）。

车的材料经过广泛的查询资料，发现虽然不同型号不同品牌的运输车辆的材质都不尽相同，但是基本的主要材质为铁、铝、锰、钢等。而且由于辐射源是中子源，不同于光子源、γ源等源，如果材质不同则吸收屏蔽效果就会有明显的差异。铁、铝、锰、钢都是质量数较大的材料，对于中子的屏蔽效果比较相近，所以车辆的材料就直接选用铁来表示。如表2所示。

表2车皮材料元素的原子数、质量数

经过MCNP模拟运算后，得出的原始数据如表3所示。

3 中子源库模型

中子源库模型：此模型模拟的是另外一处场地——源库。由于现在中子源在储存库的取出和放入全部是由电脑操纵机器臂自动存取。机器臂存取中子源存在意外掉落中子源在源库地面上的情况。在正常情况下，中子源的是存储在地下的，地下的存储有完善的铅屏蔽层，对工作人员的辐射都在安全范围内，但是当出现这种中子源意外掉落在库内地面上的时候，假若没有及时发现中子源未安全入库的情况，那么中子源对库外监守源库的工作人员的辐射剂量的多少就是未知的。模型四就是模拟的这个事故工况的中子源对库外监守源库工作人员辐射情况[8]。

表3中子运输车运输中子源模型的计算数据

由于中子源库的重要性和安全级别，库外工作人员基本不会出现无人值守的情况，按正常的一天工作八个小时来估算工作人员受到的中子辐射剂量。由于现实工作生活中的中子源尺寸和常规中子源库的大小、跌落中子源与监守人员距离相比，尺寸差至少三个数量级以上，所以在这个模型中也将柱状的中子源直接用点源代替。这种几何上与现实的近似对于运算模拟结果的精确性没有明显的影响。经过模拟运算后发现误差是在允许的范围内。

在这个模型中我们同样用误差来体现此模型和真实中子源运输情况的模拟相似程度。为了保证模型和实际工况的相似程度，规定模拟误差不能超过百分之五。为了将模拟误差降到这个误差之下，我们将MCNP模拟运算的截断方式设定为运算时间截断10分钟（在MCNP代码编辑中的代码为—CTME 10，经过试运算，运算截断时间截断到10分钟误差已经降到允许的范围以内）。

墙壁的材料用混凝土填充，常规混凝土的参数在混凝土资料中可以查询到。由于事故发生的不确定性，跌落中子源与库外监守人员的距离要取多个数值来模拟。如表4所示。

表4中子源库模型中中子源、源库墙壁、监管人员间的距离及墙壁厚度

图3仓库监守人员监守仓库模型的截面图

中子源放射出的放射性中子，对人体的辐射损伤最大的地方是含水量最多的眼睛部分，而且中子源库的库外监守工作人员平常监守上班期间是不穿铅衣、不带防护镜的，所以为了更好地模拟出人体最易受损的眼睛的辐射剂量，所以这里的人体模型用的是模型一中人体模型（即裸露的人体模型）。

中子源库的墙根据使用的建筑材料的不同，各成分的含量都不尽相同，造成的对中子源辐射的屏蔽效果也不一样。在这里参考了地球岩石圈的成分含量组成填充的中子源库的墙壁。如图3所示。

通过MCNP的运算后得到辐射的原始数据如表5所示。

表5中子源库监守中子源模型中MCNP运算的数据结果

4 工作人员靠近源模型的数据处理

从MCNP运算的能量累积量开始到辐射剂量mSv/s与上文的转化过程一致，需要注意的是每年辐射量的计算。在工作人员靠近中子源的模型中，工作人员在取用中子源的时候有一个过程。首先他们查看中子源是否在储存装置中，然后才是取

中子源出来，而且将中子源交给测井人员也需要一个过程。预计每次存取放射源接触放射源的时间按10分钟记，每年存取中子源达到200次，则每年接触放射源的时间在33小时。根据对存取放射源的过程进行分析工作人员距离中子源2m处(用长柄工具后源与工作人员的距离至少2米)的操作时间总计约为16小时。如表6所示。

表7运输车运输中子源模型的数据处理结果

图4工作人员受到的辐射的辐射剂量率与距离的关系

图5运输车运输中子源模型中辐射尽量率与距离的关系

使用origin7.5对处理后的而数据进行拟合如图4。

取辐射最强的距离2米时候估算一年的辐射剂量为1.617 75×+01这个值已经明显小于国家标准中对辐射岗位工作人员一年所受辐射量不得大于50mSv/a，而且小于五年平均上限20mSv/a.工作人员是安全的。

5 运输车运输中子源模型的数据处理

假设司机每天运输一次放射源，时间30分钟。如表7所示。

使用origin7.5对处理后的而数据进行拟合如图5。

由图5可知，司机收到的最大辐射量这个值已经明显小于国家标准中对辐射岗位工作人员一年所受辐射量不得大于50mSv/a，而且明显小于五年平均上限20mSv/a。司机是安全的。