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舟山东晓放射性测井及源库环评-公示稿

发布时间：

2025-11-06

发布于

浙江舟山

公告内容

项目编号

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采购单位

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采购代理

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公告详情

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核技术利用建设项目

浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务

有限公司放射源库项目

环境影响报告表

浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务有限公司

2025 年 11 月

环境保护部监制

核技术利用建设项目

浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务

有限公司放射源库项目

环境影响报告表

建设单位名称：浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务有限公司

建设单位法人代表（签名或签章）：

通讯地址：浙江省舟山市定海区岑港街道司前社区花田路

11 号

邮政编码：

联系人：刘天明

电子邮箱：

ltm3377@163.com

联系电话：

*开通会员可解锁*

目

录

表

1 项目基本情况. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1

表

2 放射源. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15

表

3 非密封放射性物质. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17

表

4 射线装置. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17

表

5 废弃物（重点是放射性废弃物）. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19

表

6 评价依据. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20

表

7 保护目标与评价标准. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23

表

8 环境质量和辐射现状. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 39

表

9 项目工程分析与源项. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 44

表

10 辐射安全与防护. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 64

表

11 环境影响分析. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81

表

12 辐射安全管理. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 119

表

13 结论与建议. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 133

表

14 审批. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 135

附件

赋码文件

附件

企业法人营业执照

附件

租赁协议

附件

辐射安全许可证

附件

原环境影响登记表

附件

辐射安全防护管理小组

附件

辐射工作人员成绩合格单

附件

上岗前职业健康体检表

附件

原剂量检定协议

附图

项目地理位置示意图

附图

项目总平面布置示意图

附图

项目所在区域生态保护红线分布图

附图

项目所在区域生态环境分区管控图

附图

源库辐射防护图

附图

项目周边环境及保护目标分布图

表

1 项目基本情况

建设项目名称

浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务有限公司放射源库项目

建设单位

浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务有限公司

法人代表

刘天明

联系人

刘天明

联系电话

*开通会员可解锁*

注册地址

浙江省舟山市定海区岑港街道司前社区花田路

11 号（三车间）

项目建设地点

陆上贮存：舟山市定海区岑港街道涨茨村源库陆上维保刻度场所：舟山市定海区岑港街道涨茨村涨茨

488 号

海上使用场所：海上平台

立项审批部门

舟山市定海区发展和改

革局

批准文号

2508-33*开通会员可解锁*-173041

建设项目总投资

（万元）

360

项目环保

投资

（万元）

196.8

投资比例（环

保投资

/总投

资）

54.7%

项目性质

新建

改建 扩建 其它

占地面积（

m2）

2900

应用类型

放射源

销售



Ⅰ类 Ⅱ类 Ⅲ类 Ⅳ类 Ⅴ类

使用



Ⅰ类（医疗使用） Ⅱ类 Ⅲ类 Ⅳ类 Ⅴ类

非密封放射性物质

生产

制备

PET 用放射性药物

销售

使用

乙 丙

射线装置

生产



Ⅱ类 Ⅲ类

销售



Ⅱ类 Ⅲ类

使用



Ⅱ类 Ⅲ类

其它

源库储存

Ⅱ类、Ⅲ类、Ⅳ类、Ⅴ类放射源

1. 单位概况

浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务有限公司（下称

“东晓公司”）成立于 2013 年 7

月

1 日，法定代表人刘天明，主要为海洋石油天然气开采提供后勤管理服务。现主要经

营范围为：一般项目：单位后勤管理服务；非居住房地产租赁；住房租赁；专用设备修

理；通用设备修理；电子、机械设备维护（不含特种设备）；机械设备租赁；机械设备

销售；生产性废旧金属回收；再生资源销售；专业保洁、清洗、消毒服务；物业管理；

会议及展览服务

(除依法须经批准的项目外，凭营业执照依法自主开展经营活动)。许可

项目：危险化学品经营；危险废物经营；餐饮服务；住宅室内装饰装修；

Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、Ⅴ

类放射源销售；道路货物运输（不含危险货物）。

浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务有限公司注册地址为舟山市定海区岑港街道司

前社区花田路

11 号(三车间)。公司现阶段拥有 2 处厂区和 1 个源库，1 处厂区位于舟山

市定海区岑港街道涨茨村涨茨

488 号（租用浙江舟山赫伯特物流管理有限公司厂房），

另

1 处厂区位于舟山市定海区岑港街道司前社区花田路 11 号(三车间)（租用舟山市格士

力电气机械制造有限公司厂房），源库位于舟山市定海区岑港街道涨茨村（租用舟山市

顺盛信息咨询有限公司场地），源库设计存储规模为

58 枚放射源。

现辐射安全许可证的许可的种类和范围为：使用

Ⅳ、Ⅴ类放射源。证书编号为：浙

环辐证

[L2159]，发证日期为 2023 年 8 月 7 日，有效期至 2028 年 8 月 6 日。

2023 年 8 月 7 日，东晓公司填报了《浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务有限公司

使用放射源开展海上测井项目环境影响登记表》，并完成了备案，备案号：

2*开通会员可解锁*00091。登记表中建设内容和规模主要为：东晓公司提供海上油田放射性

测井服务工作，为配套和方便源的使用，东晓公司已建设一间放射源贮存库（拟贮存

枚放射源）。拟配备一套井测仪器，与放射源配套使用，计划配备一支

6 名辐射工作人

员小队开展海上油田放射性测井服务工作，

2 名专职辐射人员负责放射源贮存库的安全

管理。项目涉及的放射源有

Am-241-Be、Cs-137、Ra-226、Am-241、Pu-238 等 19 枚。

涉及的井测仪器一套。具体放射源信息如下：

表

1-1

已登记放射源情况一览表

序号

核素

类别

活度（贝可）

枚数

活动种类

场所

存放场所

Ra-226

Ⅴ类

9.25E+4×2

使用

客户单位许可的海上平台临时源

库刻度区

放射源暂存库γ

源库

Pu-238

Ⅳ类

1.48E+10×1

使用

客户单位许可的海上平台临时源

库刻度区

放射源暂存库中

子源库

Pu-238

Ⅳ类

2.780E+9×1

使用

客户单位许可的海上平台临时源

库刻度区

放射源暂存库中

子源库

Cs-137

Ⅳ类

7.40E+10×3

使用

客户单位许可的海上平台油田测

井

放射源暂存库γ

源库

Cs-137

Ⅴ类

1.48E+6×3

使用

客户单位许可的海上平台临时源

库刻度区

放射源暂存库γ

源库

Cs-137

Ⅴ类

1.85E+7×2

使用

客户单位许可的海上平台临时源

库刻度区

放射源暂存库γ

源库

Cs-137

Ⅴ类

3.70E+5×2

使用

客户单位许可的海上平台临时源

库刻度区

放射源暂存库γ

源库

Cs-137

Ⅴ类

1.85E+6×1

使用

客户单位许可的海上平台临时源

库刻度区

放射源暂存库γ

源库

Am-241/

Ⅴ类

1.85E+7×1

使用

客户单位许可的海上平台临时源

库刻度区

放射源暂存库中

子源库

Am-241/

Ⅳ类

1.39E+10×1

使用

客户单位许可的海上平台临时源

库刻度区

放射源暂存库中

子源库

Am-241/

Ⅳ类

1.85E+10×1

使用

客户单位许可的海上平台临时源

库刻度区

放射源暂存库中

子源库

Am-241

Ⅴ类

1.85E+7×1

使用

客户单位许可的海上平台临时源

库刻度区

放射源暂存库中

子源库

2. 项目建设规模、目的及任务由来

作为石油钻采的专业服务企业，为更好提升

“第三方”服务质量，填补在放射源测井

的空白，扩大公司的业务范围，增强公司的市场竞争力，根据公司的发展经营导向，东

晓公司拟建设浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务有限公司放射源库项目（即“本项

目”），项目主要包括

3 项建设内容：①放射源及射线装置陆上场所贮存（含销售）；

②放射源及射线装置在海上平台使用；③放射性测井仪器维保刻度。本项目建设内容①

和③均在陆域东晓公司现有场区内进行，建设内容②在海上进行。本项目拟分三期实施，

其中一期和二期主要实施不同活度的放射源及射线装置在陆上场所贮存（含销售），一

期、二期实施内容的主要区别是放射源的活度及源库内的机械传送和提升，即①项建设

内容；三期增加实施放射源及射线装置在海上平台使用和放射性测井仪器维保刻度，即

①、②、③项建设内容全部实施。一期、二期、三期实施内容先后进行，直至三期全部

实施完成后，二、三期建设内容同时运行。各分项具体情况如下：

（

1）放射源及射线装置陆上场所贮存（含销售）

1）放射源及射线装置贮存

本项目在舟山市定海区岑港街道涨茨村租用舟山市顺盛信息咨询有限公司场地进行

放射性测井涉及的放射源及射线装置的储存。

本项目利用现有放射源贮存库，贮存库用地面积约

2896.5m2，用于测井和校准用放

射源及射线装置的贮存，源库共设置

3 间γ源存放间，1 间中子源存放间和 1 间测井仪存

放间，拟存放

Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、Ⅴ类放射源和中子发生器等。

源库为地面

1 层建筑，主体为混凝土屏蔽结构。1 号和 3 号γ源存放间分为前室和存

放间，

2 号γ源存放间与中子源存放间共用一个前室。2 号γ源存放间东南侧墙体处设置源

存放格间，格间分为上下

2 层，每层 9 个，共计 18 个。中子源存放间西北侧墙体处设置

源存放格间，格间分为上下

2 层，每层 4 个，共计 8 个；1 号和 3 号γ源存放间、测井仪

存放间不设置单独的源存放格间，只放置支架进行存放。

1 号γ源存放间可存放 14 枚，3

号

γ源存放间可存放 12 枚，测井仪存放间可存放 6 枚。源库设计存储规模为 58 枚放射源，

已环评规模为

19 枚放射源，本次新增 16 枚放射源及 1 台中子发生器（为Ⅱ类射线装置，

最大管电压

100kV，最大靶电流 160μA，中子强度 1.0×108n/s，每台中子发生器内含 1

枚放射源

H-3，为Ⅴ类源，活度为 3.25×1010Bq，中子发生器未通电时主要为 H-3 产生的

β射线，β射线穿透能力一般，能量较小，经屏蔽后可忽略，仅在通电状态下发出中子

射线，在源库内储存时不通电不产生中子射线。）。项目建成后，将有

35 枚放射源和 1

台中子发生器储存在源库内。

本项目一期工程主要涉及≤185GBq 的中子源及≤18.5GBq 的γ源的储存。二期工程

主要涉及＞185GBq 的中子源及＞18.5GBq 的γ源的储存。具体储存的放射源的类型及活

度见下表。

本项目一期工程不对源库进行改造，主要对本次新增的放射源及现有的放射源进行

归类整理，再存入源库中。（现有的放射源在本项目实施后对应的存放位置按照本次设

置的储存位置进行。）

本项目二期工程对源库进行适当的改造，在源库内设置机械提升与传送设备。

一期和二期工程实施时，总的放射源数量控制在

35 枚内，中子发生器为 1 台。二期

工程实施时，放射源数量控制在

35 枚内，一期工程放射源将逐步替换为二期工程的放射

源（放射源化学元素无变化，一期、二期两种活度的放射源不会共存，主要活度不超过

二期所列的放射源的活度）。

公司拟销售的放射源也对应本次储存的放射源，放射源的达成销售合同后一般由生

产单位直接发货至购买单位，仅少量放射源会在源库内暂存。所有放射源在源库内储存

时间不会超过

89d。

本放射源暂存库项目计划存放本公司及本公司提供配套服务的相关单位的放射源，

本公司和其他相关单位存放的放射源与本次评价源库存放的放射源相匹配，放射源的活

度、种类和总的数量均不会超出本次评价范围（即本公司和其他相关单位在源库储存的

放射源总的数量不会超出

35 枚，每枚放射源的最大活度不超过本次所列活度）。其他相

关单位的放射源均有相关的合法手续及辐射安全许可证书。本公司和相关单位各自负责

本单位的放射源及射线装置的管理工作。本公司和其他相关单位放射源及射线装置的存

取及在源库内的对应贮存位置及总的贮存时间按照本项目的建设要求进行。

表 1-2

源库储存情况一览表

序号名称分类

核素名称

一期储存放射源

二期储存放射源

存放场所

活度（

Bq）×

枚数

分类

活度（

Bq）×

枚数

分类

新增放射源

中子源

Pu-238/Be

1.79E+11×1 Ⅲ类 8.88E+11×1

Ⅱ类

中子源存放间

中子源

Pu-238/Be

1.54E+11×1 Ⅲ类 8.51E+11×1

Ⅱ类

中子源存放间

中子源

Am-241/Be

1.53E+11×2 Ⅲ类 6.66E+11×2

Ⅱ类

中子源存放间

α源

Ra-226

9.18E+04×1 Ⅴ类 9.25E+04×1

Ⅴ类

1#γ源存放间

α源

Am-241

1.81E+07×1 Ⅴ类 1.85E+07×1

Ⅴ类

3#γ源存放间

中子源

Am-241/Be

1.51E+11×2 Ⅲ类 5.55E+11×2

Ⅲ类

中子源存放间

中子源

Am-241/Be

1.51E+11×1 Ⅲ类 5.55E+11×1

Ⅲ类

2#γ源存放间

γ源

Cs-137

1.71E+10×3 Ⅳ类 7.40E+10×3

Ⅳ类

2#γ源存放间

γ源

Cs-137

1.58E+10×1 Ⅳ类 7.40E+10×1

Ⅳ类

2#γ源存放间

中子源

Am-241/Be

1.81E+10×1 Ⅳ类 1.85E+10×1

Ⅳ类

2#γ源存放间

γ源

Cs-137

1.28E+07×1 Ⅴ类 1.85E+07×1

Ⅴ类

1#γ源存放间

α源

Ra-226

9.16E+04×1 Ⅴ类 9.25E+04×1

Ⅴ类

1#γ源存放间

新增射线装置

中子发生

器

H-3

3.25×1010

Ⅴ类

3.25×1010

Ⅴ类

3#γ源存放间

现有放射源

α源

Ra-226

9.25E+04×2 Ⅴ类 9.25E+04×2

Ⅴ类

1#γ源存放间

α源

Pu-238

1.48E+10×1 Ⅳ类 1.48E+10×1

Ⅳ类

中子源存放间

α源

Pu-238

2.78E+09×1 Ⅳ类 2.78E+09×1

Ⅳ类

中子源存放间

γ源

Cs-137

1.40E+10×3 Ⅳ类 7.40E+10×3

Ⅳ类

2#γ源存放间

γ源

Cs-137

1.48E+06×3 Ⅴ类 1.48E+06×3

Ⅴ类

1#γ源存放间

γ源

Cs-137

1.85E+07×2 Ⅴ类 1.85E+07×2

Ⅴ类

1#γ源存放间

γ源

Cs-137

3.70E+05×2 Ⅴ类 3.70E+05×2

Ⅴ类

1#γ源存放间

γ源

Cs-137

1.85E+06×1 Ⅴ类 1.85E+06×1

Ⅴ类

1#γ源存放间

中子源

Am-241/Be

1.85E+07×1 Ⅴ类 1.85E+07×1

Ⅴ类

3#γ源存放间

中子源

Am-241/Be

1.39E+10×1 Ⅳ类 1.39E+10×1

Ⅳ类

2#γ源存放间

中子源

Am-241/Be

1.85E+10×1 Ⅳ类 1.85E+10×1

Ⅳ类

2#γ源存放间

α源

Am-241

1.85E+07×1 Ⅴ类 1.85E+07×1

Ⅴ类

3#γ源存放间

2）工作人员设置情况

源库库管人员工作拟设置

4 名专岗（不与测井、维保刻度的人员交叉）放射性工作

人员，

2 人一班，主要负责源库的值班看管等工作。

源库的放射源及射线装置的出入库及转移拟设置

2 名专岗放射性工作人员，2 人一

班，主要负责源库放射源及射线装置的出入库及转移等工作。

（

2）放射源及射线装置在海上平台使用

本次拟使用上述放射源和射线装置开展测井工作，

测井作业主要在海上油气井进行；

放射源和射线装置在陆上源库储存后，将委托专业运输单位运输至海上平台进行测井工

作。放射源和射线装置在海上平台使用后，将暂存在海上平台的放射源箱或其他储存设

施内，不立即返回陆上源库进行储存。待工作完成后或应付恶劣天气、节假日等的情况

下，放射源才会返回陆上源库进行储存。

1）工作场所情况

本项目拟在海上平台使用放射源及射线装置开展海上油气井测井作业。海上平台为

非固定场所，四面环海，一般设测井口、放射源箱（放射源及射线装置）暂存区、生活

区等，典型海上平台示意图见图

9-10。

2）放射源及射线装置使用情况

本项目使用源库贮存的

Ⅱ类、Ⅲ类、Ⅳ类、Ⅴ类放射源（活度为二期放射源活度）及

Ⅱ类射线装置在海上平台开展海上油气井测井作业，放射源及射线装置明细见表 1-2。放

射性测井又称核测井，是以地层和井内介质的核物理性质为基础的地球物理方法。测井

时，用探测器在井中连续测量由天然放射性核素发射的或由人工激发产生的射线，以计

数率或标准化单位记录射线强度随深度的变化，也可直接转换成测井分析所需要的地球

物理参数，以更直观的形式进行记录。本项目主要为中子放射源测井、

γ放射源测井、中

子发生器测井，每年使用放射源及射线装置最多各进行

16 次测井作业。

①放射源

本项目中子放射源主要为

Pu-238/Be 和 Am-241/Be。γ放射源主要为 Cs-137。具体情

况如下：

表 1-3

拟使用的放射源一览表

序号

核素名称

活度（

Bq）

放射源分类

Pu-238/Be

8.88E+11×1

Ⅱ类

Pu-238/Be

8.51E+11×1

Ⅱ类

Am-241/Be

6.66E+11×2

Ⅱ类

Ra-226

9.25E+04×4

Ⅴ类

Am-241

1.85E+07×2

Ⅴ类

Am-241/Be

5.55E+11×3

Ⅲ类

Cs-137

7.40E+10×6

Ⅳ类

Am-241/Be

1.85E+10×2

Ⅳ类

Cs-137

1.85E+07×3

Ⅴ类

Pu-238

1.48E+10×1

Ⅳ类

Pu-238

2.78E+09×1

Ⅳ类

Cs-137

1.48E+06×3

Ⅴ类

Cs-137

3.70E+05×2

Ⅴ类

Cs-137

1.85E+06×1

Ⅴ类

Am-241/Be

1.85E+07×1

Ⅴ类

Am-241/Be

1.39E+10×1

Ⅳ类

②射线装置

本项目拟使用

1 台中子发生器，为Ⅱ类射线装置，中子发生器内部嵌有 1 枚放射源

H-3（为Ⅴ类源，活度均为 3.25×1010Bq），仅在通电状态下发出中子射线，射线装置明

细如下。

表

1-4 拟使用的射线装置明细一览表

序号

名称

类别

型号

数量

最大管电

压（

kV）

最大靶电

流（

μA）

中子强

度（

n/s）

备注

中子发生器

Ⅱ类

待定

100

160

1×108

使用

H-3，

3.25×1010Bq

3）工作人员设置情况

海上平台测井工作拟设置

6 名专岗（不与源库库管、维保刻度的人员交叉）放射性

测井操作员，

2 人一班轮换工作，每班工作 10h，主要工作场所为海上平台，负责海上平

台测井等工作。

（

3）放射源及射线装置维保刻度场所使用情况

本项目利用公司位于涨茨

488 号的现有厂房，即租用的浙江舟山赫伯特物流管理有

限公司（舟山市定海区岑港街道涨茨村涨茨

488 号）的厂房场地进行放射性测井涉及的

放射源及射线装置的维保刻度工作。

使用源库贮存的

Ⅱ类、Ⅲ类、Ⅳ类、Ⅴ类放射源（活度为二期放射源活度）及Ⅱ类射

线装置在拟建维保刻度场所内进行刻度维保工作，放射源及射线装置明细见表

1-3、表

1-4。主要工作内容为放射源测井仪器刻度、中子发生器刻度、放射源维护保养，具体如

下。

1）放射源测井仪器刻度

由于仪器在制造中的误差和探测器灵敏度的不同及随时间的变化，仪器在使用前必

须进行刻度，投入使用后也要定期刻度。刻度就是对仪器进行标定，即求出仪器的特征

参数

K 值，并在测井程序中以 K 值来修正测得的计数率比值。放射源测井仪器刻度主要

位于维保间拟设置的刻度井内，将放射源测井仪器放入刻度井，人员在操作室内进行刻

度工作。放射源测井仪器每年总刻度次数为

4 次。

2）中子发生器刻度

中子发生器在使用前和投入使用后，也需要定期刻度，用以检验及校准中子发生器

的工作状态。中子发生器刻度主要位于维保间拟设置的仪表校验区，将中子发生器插入

中子刻度筒，人员在操作室内进行刻度工作。中子发生器每年总刻度次数为

4 次。

3）放射源维护保养

在日常工作中，因使用不当或使用年限较长，放射源旋塞接口可能会发生脱扣、磨

损、腐蚀、生锈等情况，此时需要及时对放射源进行维护保养，主要是对放射源旋塞的

维护更换等。放射源维护保养每年约

4 次。

4）工作人员设置情况

维保车间内拟设置

2 名维保刻度专岗辐射工作人员（不与源库库管、测井的人员交

叉），

2 人一班，每次工作时间约 4h，负责放射性测井仪器的刻度维保等相关工作。

根据《中华人民共和国环境影响评价法》、《建设项目环境保护管理条例》及《放

射性同位素与射线装置安全许可管理办法》的相关要求，本项目建设前应组织编制环境

影响评价文件，并向生态环境主管部门重新申领辐射安全许可证。对照《建设项目环境

影响评价分类管理名录》（

2021 年版），本项目属于“五十五、核与辐射”中“172、核技

术利用建设项目

”。对于使用Ⅱ、Ⅲ类放射源，使用Ⅱ类射线装置，对应环境影响评价类

别为编制环境影响报告表。另外销售Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类、Ⅳ类、Ⅴ类放射源的，使用Ⅳ

类、Ⅴ类放射源的，对应应填报环境影响登记表。本项目最终的环境影响评价类别按照

其中单项等级最高的确定，编制环境影响报告表。

为保护环境，保障公众健康，

2025 年 5 月浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务有限

公司正式委托浙江省环境科技股份有限公司为其编制该项目的辐射环境影响报告表。环

评单位在现场踏勘及现状监测的基础上，按照《辐射环境保护管理导则核技术利用建设

项目环境影响评价文件的内容和格式》（

HJ10.1-2016）等要求，编制完成本项目的环境

影响报告表。

3. 项目周边保护目标以及选址情况

本项目在舟山市定海区岑港街道租用舟山市顺盛信息咨询有限公司场地进行放射性

测井涉及的放射源及射线装置的储存，并在公司现有租赁的厂房内设置维保刻度区域开

展放射源的维保刻度工作。项目地理位置示意图附图

1，周边环境示意图见附图 2。

本项目设置源库位于舟山市定海区岑港街道山脚下，源库东侧连接为山体边坡，南

侧为山边空地，西侧为道路，北侧为空地。源库周边

50m 范围内无居民点、医院、学校

及厂区宿舍楼等环境保护目标。

本项目维保刻度区域设置于公司现有租赁的厂房内西南侧，东侧厂房内为其他生产

区域，厂房外为公司现有用房及食堂等，距离约

42m，再往东为保安室，距离约为 72m；

南侧为厂区内道路，再为空地；西侧厂房内为其他生产区域，厂房外为厂区空地，再为

海域；北侧厂房内为其他生产区域，厂房外为厂区内道路，再为定海良港船厂，距离约

为

50m；东北侧为厂区内综合楼，距离约为 50m。

本项目海上平台为非固定场所，四面环海，一般设测井口、放射源箱（放射源及射

线装置）暂存区、生活区等。周边无其他居民点、医院、学校及厂区宿舍楼等环境保护

目标。

4.规划符合性

（

1）“三线一单”原则符合性分析

1）生态保护红线

“三区三线”是根据城镇空间、农业空间、生态空间三种类型的空间，分别对应划

定的城镇开发边界、永久基本农田保护红线、生态保护红线三条控制线，以保障农业空

间、生态空间，限制城镇空间，根据《自然资源部办公厅关于浙江等省（市）启用“三

区三线”划定成果作为报批建设项目用地用海依据的函》（自然资办函

[2022]2080 号），

浙江省已启用“三区三线”。

生态保护红线是生态空间范围内具有特殊重要生态功能必须实行强制性严格保护的

区域。

根据叠图分析可知，本项目不涉及生态保护红线。

2）环境质量底线

根据环境质量现状监测结果，本项目拟建场址周围环境

X-γ辐射剂量率属于正常本

底范围。在落实本环评提出的各项污染防治措施后，不会对周围环境产生不良影响，能

维持周边环境质量现状，不会突破当地环境质量底线。

3）资源利用上线

本项目主要租用已有场地进行核技术利用项目，占用土地面积较小。项目主要使用

为水资源和电能，水资源主要利用市政供水，电能主要依托市政电力管网，且利用效率

高，总体资源利用量较少。总体而言，本项目符合资源利用上线的要求。

4）生态环境准入清单

本项目源库位于浙江省舟山市定海区海岛生态保障区（

ZH33090210033），维保刻

度场所位于浙江省舟山市定海区一般管控单元（

ZH33090230107），海上测井平台为非

固定场所，项目为核技术利用建设项目，满足管控措施，不在环境功能区负面清单内，

符合生态环境准入清单的要求。具体符合性分析见表

1-5。

综上所述，本项目不涉及生态保护红线，符合环境质量底线、资源利用上线和生态

环境准入清单的要求，本项目的建设符合“三线一单”要求。

（

2）污染物达标排放符合性

根据辐射环境影响预测，本项目运营过程中产生的电离辐射采取一定的辐射防护和

治理措施后，对周围环境与公众健康的辐射影响是可接受的，本项目产生的生活污水、

废气、固废等经过处理处置后对周边环境影响较小。

（

3）产业政策符合性分析

本项目为核技术利用项目，对照《产业结构调整指导目录（

2024 年本）》，本项目

的建设不属于国家限制类和淘汰类项目，符合国家产业政策要求。

5.选址合理性

本项目为核技术利用项目，项目源库选址较为独立，地下无管网，边坡进行治理后

整体地质条件较为稳定，源库外

50m 评价范围内不涉及自然保护区、风景名胜区、饮用

水水源保护区环境敏感区，不涉及居民区及学校等环境保护目标。源库主要采用混凝土

墙从源库的独立性、安全性考虑，选址是合理的。

本项目海上测井平台为非固定场所，四面环海，周边不涉及居民区及学校等环境保

护目标。

本项目维保刻度场地外评价范围内主要为企业综合楼和生产车间、船厂等，不涉及

居民区及学校等环境保护目标，也无自然保护区、保护文物、风景名胜区、水源保护区

等环境敏感目标。在进行维保刻度作业时会设置控制区，禁止人员进入。项目运营过程

产生的电离辐射，经采取一定的辐射防护措施后，对周围环境与公众造成的影响是可接

受的，故本项目的选址是合理的。

6. 项目原有核技术利用情况

（

1）原有放射源环保手续及许可情况

东晓公司现有

1 个放射源库，位于舟山市定海区岑港街道涨茨村，租用的舟山市顺

盛信息咨询有限公司场地。源库为地面

1 层建筑，主体为混凝土屏蔽结构。1 号和 3 号γ

源存放间分为前室和存放间，

2 号γ源存放间与中子源存放间共用一个前室。2 号γ源存放

间东南侧墙体处设置源存放格间，格间分为上下

2 层，每层 9 个，共计 18 个。中子源存

放间西北侧墙体处设置源存放格间，格间分为上下

2 层，每层 4 个，共计 8 个；1 号和 3

号

γ源存放间、测井仪存放间不设置单独的源存放格间，只放置支架进行存放。1 号γ源

存放间可存放

14 枚，3 号γ源存放间可存放 12 枚，测井仪存放间可存放 6 枚。源库设计

存储规模总共为

58 枚放射源。

2023 年 8 月 7 日，东晓公司填报了《浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务有限公司

使用放射源开展海上测井项目环境影响登记表》，并完成了备案，备案号：

2*开通会员可解锁*00091。登记表中建设内容和规模主要为：东晓公司提供海上油田放射性

测井服务工作，为配套和方便源的使用，东晓公司已建设一间放射源贮存库（拟贮存

枚放射源）。配备一套井测仪器，与放射源配套使用，配备一支

6 名辐射工作人员小队

开展海上油田放射性测井服务工作，

2 名专职辐射人员负责放射源贮存库的安全管理。

项目涉及的放射源有

Am-241-Be、Cs-137、Ra-226、Am-241、Pu-238 等 19 枚。涉及的

井测仪器一套。具体放射源信息见前表

1-1。

东晓公司已于

2023 年取得辐射安全许可证，许可的种类和范围为：使用Ⅳ、Ⅴ类放

射源。证书编号为：浙环辐证

[L2159]，发证日期为 2023 年 8 月 7 日，有效期至 2028 年

8 月 6 日。

（

2）辐射安全与环境保护管理机构设置情况

根据《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》、《放射性同位素与射线装置安

全许可管理办法》的规定，切实做好放射防护安全管理工作。本公司已成立辐射安全防

护小组，指定辐射防护专兼职管理人员，督促辐射防护管理制度的实施，提高放射工作

人员的防护意识。

辐射安全防护管理小组成员如下：

组长：刘天明

副组长：王扬菊

方燕波

成员：顾岱生

毛露敏

罗弯弯

李吉成

许垒

刘周栋

於嘉欣

袁丹丹

姜迁

张业敏

（

3）项目实际运行情况

实际公司在取证后并未采购放射源进行测井和储存。

公司源库仅在

2025 年在台风天

为中海油提供一次与许可相对应的放射源（除

Cs-137 Ⅳ类源外）的紧急存放，存放时

间为

2 天，放射源的相关操作均由中海油相关辐射工作人员进行。公司对此次放射源的

暂存进行了台账记录。

另东晓公司于

2025 年 4 月 22 日申请了放射性同位素的转让，拟由原子高科股份有

限公司提供

Cs-137（出厂活度为 3.7×105）。实际由于东晓公司拟实施本项目，后续未

进行此次转让工作（仅进行了申请，后续实际的转让工作未发生）。

（

4）工作人员情况

现阶段公司有辐射工作人员

14 人，均已通过考核成绩合格。

2023 年，公司与浙江环安检测有限公司签订了《个人剂量检测协议》。公司在取得

辐射安全许可证后基本未开展辐射工作，因此，未进行个人剂量检定工作。

公司对部分辐射工作人员进行了上岗前的健康体检。

（

5）年度评估情况

企业每年需开展单位的辐射安全与防护情况年度评估并编制评估报告，并于次年

月

31 日前上传至全国核技术利用辐射安全申报系统。由于公司在取得辐射安全许可证后

基本未开展相关辐射工作，因此，公司自

2023 年来并未形成年度评估报告并上传。

（

6）工作场所监测执行情况

公司在取得辐射安全许可证后基本未开展辐射工作，因此，未进行常规性的年度监

测。

表

1-5

本项目所在管控单元信息一览表

“三线一单”环境管控单元-单元管控

空间属性

管控要求

符合性分析

环境管控单元

编码

环境管控单元

名称

管控单元分类

空间布局引导

污染物排放管控

环境风险防控

资源开发效

率要求

ZH3309

0210033

浙江省舟山市定海区海岛生

态保障区

优先保护单元

按照限制开发区域进行管理。禁止新

建、扩建三类工业项目，现有三类工业项目改建要削减污染物排放总量，涉及一类重金属、重点行业重点重金属污染物、持久性有机污染物排放的现有三类

工业项目原则上结合地方政府整治要

求搬迁关闭，鼓励其他现有三类工业项

目搬迁关闭。禁止新建涉及一类重金

属、重点行业重点重金属污染物、持久性有机污染物排放的二类工业项目。禁止在工业功能区（包括小微园区、工业集聚点等）外新建其他二类工业项目。二类工业项目的新建、扩建、改建不得增加控制单元污染物排放总量。原有各种对生态环境有较大负面影响的生产、开发建设活动应逐步退出。禁止未经法定许可在河流两岸、干线公路两侧规划控制范围内进行采石、取土、采砂等活动。严格限制矿产资源开发项目，确需

开采的矿产资源及必须就地开展矿产

加工的新改扩建项目，严格控制区域开发规模。严格限制水利水电开发项目，

禁止新建除以防洪蓄水为主要功能的

水库、生态型水电站外的小水电。严格执行畜禽养殖禁养区规定，控制湖库型

饮用水源集雨区规模化畜禽养殖项目

严禁水功能在

Ⅱ

类及以上河流设置排污口，管控单元内工业污染物排放总量不得

增加

加强区域内环境风险防

控，不得损害生物多样性维持与生境保护、水源涵养与饮用水源保护、营养

物质保持等生态服务功

能。在进行各类建设开发活动前，应加强对生物多样性影响的评估，任何开

发建设活动不得破坏野

生动物的重要栖息地，不

得阻隔野生动物的迁徙

通道。开展农林业有害生物防控，强化生物多样性

保护优先区域和重点生态功能区等重点区域外

来物种入侵管控。

推进饮用水水源保护区

隔离和防护设施建设，提

升饮用水水源保护区应

急管理水平。完善环境突发事故应急预案，加强环

境风险防控体系建设。

提升森林公

园、湿地等重

要生态系统

固碳能力，强

化固碳增汇

措施，科学推

进区域碳汇能力稳步提

升。

符合。

本项目源库所在管控单元。本项目利用现有源库储存放射源及射线装置，不属于三类及二类工业项目，也不涉及一类重金属及持久性有机

污染物等排

放。本项目不增加管控单元污染物排放总量控制。本项目不会损害生物多样性维持与生境保护、水源涵养与饮用水源保护、营养物质保持等生态服务功能，对生态环境影响较小。本项目会制定

规模。

辐射事故应急预案，采取风险防范措施。

ZH3309

0230107

浙江省舟山市定海区一般管

控单元

一般管控单元

原则上禁止新建三类工业项目，现有三类工业项目扩建、改建不得增加污染物排放总量并严格控制环境风险。禁止新建涉及一类重金属、重点行业重点重金属污染物、持久性有机污染物排放的二类工业项目，改建、扩建涉及一类重金属、重点行业重点重金属污染物、持久

性有机污染物排放的二类工业项目不

得增加管控单元污染物排放总量；禁止在工业功能区（包括小微园区、工业集聚点等）外新建其他二类工业项目，一二产业融合的加工类项目、利用当地资源的加工项目、工程项目配套的临时性

项目等确实难以集聚的二类工业项目

除外；工业功能区（包括小微园区、工业集聚点等）外现有其他二类工业项目改建、扩建，不得增加管控单元污染物排放总量。建立集镇居住商业区、耕地

保护区与工业功能区等集聚区块之间

的防护带。严格执行畜禽养殖禁养区规定，根据区域用地和消纳水平，合理确定养殖规模。加强基本农田保护，严格

限制非农项目占用耕地。

落实污染物总量控制制度，根据区域环境质量改善目标，削减污染物排放总量。加强农业面源污染治理，严格控制化肥农药施加量，合理水产养殖布局，控制水产养殖污染，逐步削减农业面源污染物排放量，推动农业领域减污降碳协同。依法严禁秸秆露天焚烧。因地制宜选择适宜的技术模式对农田退水进行科学治理，有序推进农田退

水

“零直排”工程

建设。

加强生态公益林保护与

建设，防止水土流失。禁

止向农用地排放重金属或者其他有毒有害物质

含量超标的污水、污泥，

以及可能造成土壤污染

的清淤底泥、尾矿、矿渣等。加强农田土壤、灌溉水的监测及评价，对周边

或区域环境风险源进行

评估。

实行水资源消耗总量和

强度双控，推进农业节水，

提高农业用

水效率。优化能源结构，加

强能源清洁

利用。

符合。

本项目维保刻度场地所在涉及一般管控单元。本项目租用已建厂房进行维保刻度，为核技术利用建设项目，不属于三类工业项目，也不涉及一类重金属及持久性有机污染物。厂区周围评价范围内无居住区。本项目不增加管控单元污染物排放总量控制。本项目能源和水资源消耗较少，可以满足资源开发

效率要求。

表

2 放射源

序号

核素名称

总活度（

Bq）/活度（Bq）

×枚数

类别

活动种类

用途

使用场所

贮存方式

与地点

备注

Pu-238/Be

8.88E+11×1

Ⅱ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Pu-238/Be

8.51E+11×1

Ⅱ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Am-241/Be

6.66E+11×2

Ⅱ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Ra-226

9.25E+04×4

Ⅴ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Am-241

1.85E+07×2

Ⅴ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Am-241/Be

5.55E+11×3

Ⅲ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Cs-137

7.40E+10×6

Ⅳ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Am-241/Be

1.85E+10×2

Ⅳ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Cs-137

1.85E+07×3

Ⅴ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Pu-238

1.48E+10×1

Ⅳ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Pu-238

2.78E+09×1

Ⅳ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Cs-137

1.48E+06×3

Ⅴ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Cs-137

3.70E+05×2

Ⅴ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Cs-137

1.85E+06×1

Ⅴ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Am-241/Be

1.85E+07×1

Ⅴ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

Am-241/Be

1.39E+10×1

Ⅳ类

销售、贮存、

使用

测井作业、

维保刻度

客户单位许可的海上

平台油田测井、维保刻

度场所

源库、海上

平台

----

注：放射源包括放射性中子源，对其要说明是何种核素以及产生的中子流强度（

n/s）。

表

3 非密封放射性物质

序号

核素名称

理化性质

活动种类

实际日最大操

作量（

Bq）

日等效最大

操作量（

Bq）

年最大用量

（

Bq）

用途

操作方式

使用场所

贮存方式

与地点

----

注：日等效最大操作量和操作方式见《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》

(GB 18871-2002)。

表

4 射线装置

（一）加速器：包括医用、工农业、科研、教学等用途的各种类型加速器

序号

名称

类别

数量

型号

加速粒子

最大能量（

MeV）

额定电流（

mA）/

计量率（

Gy/h）

用途

工作场所

备注

----

（二）

X 射线机，包括工业探伤、医用诊断和治疗、分析等用途

序号

名称

类别

数量

型号

最大管电压

（

kV）

最大管电流

（

mA）

用途

工作场所

备注

----

（三）中子发生器，包括中子管，但不包括放射性中子源

序号

名称

类别

数量

型号

最大管电

压（

kV）

最大靶电

流（

μA）

中子强度

（

n/s）

用途

工作场所

氚靶情况

备注

活度（

Bq）贮存方式

数量

中子发生器

Ⅱ

待定

100

160

1.0×108

刻度校验及放射性测井

源库（储

存）、维保间、海上平

台

3.25×1010

密封于中

子管内

----

（四）

γ射线探伤机

序号

名称

放射源类别

数量

主要参数

用途

工作场所

备注

----

表

5 废弃物（重点是放射性废弃物）

名称

状态

核素名称

活度

月排放

量

年排放

总量

排放口

浓度

暂存情

况

最终去

向

废中子测井源

固态

Am-241

/Be

Pu-238/

存放于源罐内，贮存地点位于源库中子源贮源

柜

报废后由生产厂家回收处置

废

γ测井

源

固态

Cs-137

存放于

源罐内，

贮存地点位于

源库

γ源

贮源柜

报废后由生产厂家回收处置

废

γ刻度

源

固态

Cs-137

存放于

源罐内，

贮存地点位于源库内

报废后由生产厂家回收处置

废

α刻度

源

固态

Am-241

Ra-226

Pu-238

报废后由生产厂家回收处置

废中子

管

固态

H-3

报废后由生产厂家回收处置

废中子发生器

固态

报废后由生产厂家回收处置

注：

1.常规废弃物排放浓度，对于液态单位为 mg/L，固体为 mg/kg，气态为 mg/m3；年排放总量用

kg。

2.含有放射性的废物要注明，其排放浓度、年排放总量分别用比活度（Bq/L 或 Bq/kg 或 Bq/m3）和活度（

Bq）。

表

6 评价依据

法规文件

（

1）《中华人民共和国环境保护法》（中华人民共和国主席令第九号，

2014 年 4 月 24 日修订，2015 年 1 月 1 日起施行）；

（

2）《中华人民共和国环境影响评价法》（中华人民共和国主席令第

二十四号，

2018 年 12 月 29 日第二次修正并施行）；

（

3）《中华人民共和国放射性污染防治法》（中华人民共和国主席令

第六号，

2003 年 6 月 28 日通过，自 2003 年 10 月 1 日起施行）；

（

4）《中华人民共和国固体废物污染环境防治法》（中华人民共和国

主席令第四十三号，

2020 年 4 月 29 日修订，自 2020 年 9 月 1 日起施行）；

（

5）《国务院关于修改<建设项目环境保护管理条例>的决定》（国务

院令第

682 号，2017 年 10 月 1 日）；

（

6）《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》（国务院令第 449

号，

2005 年 9 月 14 日发布，2019 年 3 月 2 日第二次修订并实施）；

（

7）《建设项目环境影响评价分类管理名录》（2021 年版）（生态环

境部令第

16 号，2021 年 1 月 1 日）；

（

8）《关于发布放射源分类办法的公告》（原国家环境保护总局公告

2005 年第 62 号，2005 年 12 月 23 日）；

（

9）《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》（2006 年 1 月 18

日原国家环境保护总局令第

31 号公布，2021 年 1 月 4 日生态环境部令

第

20 号修改）；

（

10）《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》（原环境保护

部令第

18 号，2011 年 5 月 1 日）；

（

11）《关于建立放射性同位素与射线装置辐射事故分级处理和报告制

度的通知》（原国家环保总局（环发〔

2006〕145 号），2006 年 09 月

26 日）；

（

12）《关于明确核技术利用项目辐射安全监管有关事项的通知》（中

华人民共和国环境保护部办公厅环办辐射函〔

2016〕430 号，2016 年 3

月

7 日）；

（

13）《关于发布射线装置分类的公告》（原环境保护部国家卫生和计

划生育委员会

2017 年第 66 号，2017 年 12 月 5 日起施行）；

（

14）《关于发布<放射性废物分类>的公告》（原环境保护部、工业和

信息化部、国家国防科技工业局公告

2017 年第 65 号，2017 年 11 月 30

日）；

（

15）《放射性物品运输安全管理条例》（国务院令第 562 号，2010

年

1 月）；

（

16）《浙江省建设项目环境保护管理办法》（2021 修正）（省政府令

第

388 号，2021 年 2 月）；

（

17）《浙江省辐射环境管理办法》（2021 修正）（省政府令第 388

号，

2021 年 2 月）；

（

18）《浙江省生态环境保护条例》（浙江省第十三届人民代表大会常

务委员会公告第

71 号，2022 年 8 月 1 日起施行）；

（

19）《关于印发浙江省辐射事故应急预案的通知》（浙江省人民政府

办公厅，浙政办发

[2018]92 号，2018 年 9 月 28 日印发）。

技术标准

（

1）《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）；

（

2）《辐射环境保护管理导则核技术利用建设项目环境影响评价文件

的内容和格式》（

HJ 10.1-2016）；

（

3）《职业性外照射个人监测规范》（GBZ128-2019）；

（

4）《环境γ辐射剂量率测量技术规范》（HJ1157-2021）；

（

5）《辐射环境监测技术规范》（HJ61-2021）；

（

6）《油（气）田测井用放射源贮存库安全规范》（SY6322-2013）；

（

7）《油气田测井放射防护要求》（GBZ118-2020）；

（

8 ）《密封放射源及密封 γ 放射源容器的放射卫生防护标准》

（

GBZ114-2006）；

（

9）《石油放射性测井辐射防护安全规程》（SY5131-2008）；

（

10）《放射性物品安全运输规程》（GB11806-2019）；

（

11）《放射性测井辐射安全与防护》（HJ1325-2023）；

（

12）《剧毒化学品、放射源存放场所治安防范要求》（GA1002-2012）。

其他

（

1）核与辐射安全管理体系（第三层级）《刻度用γ/n 源场所监督检查

技术程序》（

NNSA HQ-08-JD-IP-012）、《NNSA HQ-08-JD-IP-018 移

动式非探伤放射源使用场所监督检查技术程序》、《

NNSA

HQ-08-JD-IP-025 中子发生器应用场所监督检查技术程序》，2020；

（

2）生态环境部办公厅/海关总署办公厅．环办辐射〔2018〕49 号《关

于规范放射性同位素与射线装置豁免备案管理工作的通知》；

（

3）李星洪．《辐射防护基础》[M]．北京：原子能出版社，1982；

（

4）《全国环境天然贯穿辐射水平调查研究》，辐射防护，第 12 卷第

2 期，1992；

（

5）潘自强．《辐射安全手册》，2011；

（

6）方杰．《辐射防护导论》，1988；

（

7）赵兰才、张丹枫．《放射防护实用手册》，2009；

（

8）李德平、潘自强．《辐射防护手册》（第一分册），1987；

（

9）李德平、潘自强．《辐射防护手册》（第三分册），1990；

（

10）全国辐射防护委员会．《NCRP Report No.51》，1997；

（

11）辐射安全许可证；

（

12）企业法人营业执照；

（

13）租赁协议；

（

14）公司提供的其他相关资料。

表

7 保护目标与评价标准

评价范围

按照《辐射环境保护管理导则核技术利用建设项目环境影响评价文件的内容和格

式》（

HJ 10.1-2016）的规定，放射源和射线装置应用项目的评价范围，通常取装置所

在场所实体屏蔽物边界外

50m 的范围（无实体边界项目视具体情况而定，应不低于 100m

的范围）。根据上述规定，确定本项目评价范围：

①源库：以放射源库实体围墙为界，保守考虑以放射源库围墙外

50m 范围为评价范

围。

②维保刻度场地：本项目维保刻度区域位于涨茨

488 号厂房内，厂房辐射屏蔽作用

较弱，本次以维保刻度场地区域为界，保守考虑以其区域周边

100m 范围为评价范围。

③陆域转移环节：保守考虑源库与维保刻度场地间转移以车辆周边

50m 的范围作为

评价范围。

④海上场所：海上工作场所位于海上平台，周围无实体边界，以海上平台为中心，

边界周围

100m 的范围作为海上评价范围。

保护目标

本项目周边环境保护目标按使用环节分析，主要涉及陆上储存、维保刻度环节、转

移环节、海上使用环节。

①源库

本项目放射源库围墙外

50m 评价范围内无学校、医院、居民区等类型环境敏感点。

评价范围内主要涉及辐射工作人员和周边公众，其中辐射工作人员为在放射源库内工作

的库管员，周边公众主要为可能在周边逗留或途经的公众。

经现场调查，放射源库围墙外

50m 评价范围无环境保护目标。

②维保刻度场地

本项目维保刻度场地涉及主要环境敏感点为评价范围内厂区内部工作场所和北侧

船厂。涉及人员为辐射工作人员、其他工作人员和周边公众。其中辐射工作人员为维保

刻度员，公众为厂区内部非辐射工作人员，北侧船厂及途经公众。

维保刻度场地

100m 评价范围内主要环境保护目标为北侧船厂和本公司厂区内的其

他办公用房等。

③转移环节

转移环节主要涉及场所为陆地源库与维保刻度场地间的转移。本项目放射源及射线

装置在源库与维保刻度场地转移时，

50m 评价范围内无学校、医院、居民区等类型环境

保护目标，涉及人员为辐射工作人员和周边公众。放射源置于暂存箱内，放于车尾。

放射源和射线装置运送至海上进行测井或从海上测井平台运送回源库时，源库与码

头间的运输路线和码头与海上平台的运输路线较为确定，运输委托有资质的专业单位进

行。

④海上使用环节

海上使用环节主要涉及场所为海上平台，为非固定场所。本项目海上平台四面临海，

100m 评价范围内无学校、医院、居民区等类型环境敏感点，涉及人员为辐射工作人员

和周边公众。其中辐射工作人员为海上测井作业的工作人员，公众为评价范围内海上平

台的非辐射工作人员。

海上平台周围

100m 范围为钻井平台及海域，海域上无人员靠近，放射源暂存箱在

海上平台上临时存放时远离平台生活区，距离不小于

50m；陆上和海上工作场所的公众

不存在交叉问题。

本项目环境保护目标明细详见表

7-1。

表

7-1 环境保护目标一览表

序号

环境保护目标

相对方位、距离

人数

性质

源库

源库库管员

源库内，近距离操作源

罐取还源

4 人（每班 2 人）辐射工作人员

途径公众

源库外

50m 范围内

若干

公众

维保刻度

维保刻度员

维保刻度区域，近距离

操作维保刻度

2 人（每班 2 人）辐射工作人员

公司保安室

维保刻度区域东侧，距

离刻度区域约

72m

1 人

公众

公司综合楼办公人员及其他

公众

维保刻度区域北侧，距

离维保刻度区域最近

约

50m

若干

公众

舟山市定海良港船厂船厂办

公人员及其他公众

维保刻度区域北侧，距

离维保刻度区域最近

约

50m

若干

公众

其他途径公众

维保刻度区域外

50~100m 范围内

若干

公众

转移环节

转移人员

近距离接触

2 人（每班 2 人）辐射工作人员

转移途经公众

50m 范围内

若干

公众

海上使用环节

放射性测井操作员

海上平台，近距离操作

6 人（每班 2 人）辐射工作人员

放射源测井

海上平台非辐射工作人员

测井控制区外到

100m

范围内

若干

公众

评价标准

（

1）《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）

标准适用于实践和干预中人员所受电离辐射照射的防护和实践中源的安全。

第

4.3.2.1 款，应对个人受到的正常照射加以限制，以保证本标准 6.2.2 规定的特殊

情况外，由来自各项获准实践的综合照射所致的个人总有效剂量当量和有关器官或组织

的总当量剂量不超过附录

B（标准的附录 B）中规定的相应剂量限值。不应将剂量限值

应用于获准实践中的医疗照射。

第

B1.1.1.1 款，应对任何工作人员的职业照射水平进行控制，使之不超过下述限值：

a）由审管部门决定的连续 5 年的年平均有效剂量（但不可作任何追溯性平均），

20mSv；本项目取其四分之一即 5mSv 作为管理限值。

第

B1.2 款公众照射

实践使公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量估计值不应超过下述限

值：

a）年有效剂量，1mSv；本项目取其四分之一即 0.25mSv 作为管理限值。

（

2）《放射性测井辐射安全与防护》（HJ1325-2023）

4.3 辐射工作人员和公众的辐射照射应符合 GB 18871 关于剂量限值的规定。一般

情况下，职业照射的剂量约束值为

5mSv/a；公众照射的剂量约束值为 0.1mSv/a。

4.4 放射性测井的工作场所应划分控制区和监督区。通常，安装或拆卸测井放射源、

中子发生器作业区域、校验测井仪区域、非密封放射性物质贮存、分装与作业区域（含

实验室）、测井放射源及放射性废物贮存场所等划为控制区；未被划入控制区的辅助设

施区和其他需要对职业照射条件进行监督和评价的区域划为监督区。

4.6 放射性测井活动中产生的废旧放射源应送交有资质的放射性废物集中贮存单

位贮存，其中Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类废旧放射源，按有关规定优先交回生产单位或原出口方。

4.7 放射性测井单位应建立放射源、非密封放射性物质及中子发生器的台账管理制

度。

4.8 放射性测井单位应根据所使用的放射源、非密封放射性物质及中子发生器的类

别配备并使用必要的辐射监测仪器及防护用品。

5.1 放射源测井5.1.5 放射源源罐应便于放射源的取出、放入操作；源罐外表面应有标明源罐编号、

核素名称、活度的标签，并印有明显的电离辐射警告标志。放射源源罐表面

5 cm 处的

周围剂量当量率按照表

1 的控制值执行。

表

1 测井放射源源罐载源时表面 5cm 处的周围剂量当量率控制值

放射源

活度

GBq

γ周围剂量当量率控制值

（

mSv/h）

中子周围剂量当量率控制值

（

mSv/h）

中子源

≤185

≤1

≤5

＞

185

≤2

≤10

γ源

≤18.5

≤1

—

＞

18.5

≤2

—

5.1.8 测井放射源按照 GB/T 15849、GBZ 118 或者放射源设计文件要求定期开展

泄漏检测。检测结果大于等于

200 Bq 的放射源应立即停止使用并进行处理。

5.3 中子发生器测井5.3.1 中子发生器测试、刻度宜在专用的屏蔽体内进行，可使用符合屏蔽要求的屏

蔽介质，也可使用深度大于

10 m 的专用地下测试井。没有专用屏蔽体时，应将距测试

中子发生器不小于

30 m 范围设置为控制区，边界应设置警戒线或栅栏及电离辐射警告

标志，由专人值守。

5.3.2 中子发生器到达井下指定位置后，方可打开电源。中子发生器回收时，须确

保断电

20 min 后人员方能接近仪器。

5.3.3 中子发生器贮存场所应配置安防设施，实现 24 小时监控，也可放置源库内

保管。

6 源库及实验室辐射安全与防护6.1 源库6.1.1 源库应建在场地稳定、地质条件较好的地段，避开危险性、爆炸性物品经营、

贮存场所。

6.1.2 源库内应有足够的使用面积，便于存放与领取放射源和非密封放射性物质；

源库内不得放置易燃、易爆、易腐蚀等危险物品。

6.1.3 源库内应根据需要设置安全可靠的贮源坑、贮源柜、贮源箱、放射性废液容

器等专用贮存设施，测井放射源、非密封放射性物质及废旧放射源、放射性废物应分别

暂存于不同标识和编号的贮存设施内。

6.1.4 设置贮源坑时，坑深度应大于 100cm，坑上方应盖有适当材料与厚度的防护

盖，坑内应保持干燥。

6.1.5 源库内存放非密封放射性物质的场所，地面应保持干燥、光滑无缝隙、易去

污。

6.1.6 源库内应有良好的照明和通风，人员进入前应通风。6.1.7 贮存大于 185GBq 的中子源和大于 18.5GBq 的γ放射源时，应配备机械提升

与传送设备。

6.1.8 源库门应安装声光防盗报警装置，并设置电离辐射警告标志。6.1.9 源库墙体、门窗、室顶等屏蔽体外 30cm 处周围剂量当量率小于 2.5 μSv/h。

墙体、门窗的材料与结构要具有防盗与防火功能。

6.1.10 源库区宜纳入放射性测井单位的消防和安防系统，配置消防设施、设备，

设置照明系统和视频监控系统，监控范围应覆盖库区围墙四周及出入口、库区和源库内，

能明确辨识被摄录人员、车辆和其他主要设施。视频录像记录保存时间不少于

90 天。

6.1.11 应建立放射源与非密封放射性物质出入源库管理制度。源罐出入库时，应

使用检测仪器确认放射源是否置于源罐中；当贮源坑、贮源柜、贮源箱内增加放射源与

非密封放射性物质时，应及时监测其表面辐射水平变化情况。

7 运输的辐射安全与防护7.1 放射源、非密封放射性物质的运输应按有关危险品道路运输安全要求执行。Ⅲ

类及以上放射源的运源车应安装有行驶记录功能的卫星定位设备。

7.2 运源车应配备装载货包的专用货箱，采取固定运输容器的措施，具备防盗防丢

失报警功能，车辆和运输容器的警示标志要求醒目，应符合

GB 11806 要求，对货包作

标记、贴标签和挂标牌。

7.3 运源车应采取相应的屏蔽防护措施，使车辆外表面 30cm 处周围剂量当量率小

于

0.1mSv/h，距运源车外表面 2 m 处周围剂量当量率小于 2.5μSv/h，驾驶员位置周围

剂量当量率小于

2.5μSv/h。

7.4 运源车应配备防盗报警装置，当发生源仓意外打开或其它异常情况时能够及时

发出警报，防止货包意外丢失、破坏或擅自移走。

7.5 运源车应随车携带运输说明书。运输说明书应包括放射性物品的名称、数量、

物理化学形态、所属放射源类别、最大活度、辐射类型、货包类别、运输指数等内容。

7.6 放射性物品运输容器应满足相关法规管理要求。

（

3）《油气田测井放射防护要求》（GBZ118-2020）

4 通用要求

4.1 放射源应符合 GB 4075 中对油气田测井放射源的要求，确保密封性能可靠。放射

源应有放射源编号与放射源核素（包括中子源靶核素）名称或符号。应有放射源的说明

资料，其内容至少包括：放射源编号、核素名称、活度、辐射类型、所用射线的辐射输

出量率（或注量率）及其测量日期、表面污染与泄漏的检测结果和检测日期等。

4.3 采用新技术新方法时，应通过“模拟试验”确认切实可行，并经使用单位组织

的相关专家确认操作规程后，方能正式操作。

4.4 开展油气田放射性测井的单位应根据所使用的放射源、非密封放射性物质及测

井中子发生器的类别配备外照射放射防护检测仪器、放射性污染检测仪器等自检设备，

同时为放射工作人员佩戴相应种类的个人剂量报警仪等个人防护用品。

5 贮存、运输及测井现场的放射防护要求5.1 贮存、放射性实验室的放射防护要求

5.1.1 贮存或载运放射源及非密封放射性物质的罐（桶）（以下简称源罐）应便于搬

运和放射源的取出、放入，应单源单罐且能锁定；源罐的外表面应有放射源编码、核素

种类、出厂活度和出厂时间的标签，并按照

GB2894 的规定印有醒目的电离辐射标志和使

用单位的名称。贮存能释放

β射线的放射性核素的贮存运输容器壁厚应大于β射线在该容

器材料中的最大射程，

β射线最大能量在 1MeV 以上时，应采取韧致辐射屏蔽措施。

5.1.2 放射性物质贮存库（以下简称源库）应为独立建筑物，四周应设围墙，围墙

内不应有非放射工作人员居住、办公和放置易燃、易爆等其他危险物品。源库应在明显

位置设有电离辐射警告标志及中文说明。源库内应有良好的照明和通风，并有足够的使

用面积，不应在源库内进食、饮水、吸烟等。贮存大于

185GBq（5Ci）的中子源或大于

18.5GBq（0.5Ci）的γ源的源库，应有机械提升与传送设备。源库墙体、门窗、室顶等屏

蔽体外

30cm 处周围剂量当量率不应超过 2.5μSv/h。

5.1.3 源库内应设置贮源坑（池）或贮源箱，活度大于 185GBq 的中子源及活度大

于

18.5GBq 的γ源均应在贮源坑（池）内保存。贮源坑（池）深度不小于 100cm，其上

盖有适当材料与厚度的防护盖。贮源箱应根据所贮存放射源的种类及设计最大贮存活度

设置相应的屏蔽体。贮源坑（池）及贮源箱外表面应设有标示所贮存放射源的源编码、

核素种类、出厂活度、出厂时间以及贮存、取出记录的标签。

5.1.5 源库应建立放射源及非密封放射性物质出入库管理制度，由专人保管，双人

双锁，建立台帐、出入库记录，定期盘点，源罐出入库均应使用仪器检测确认源罐中是

否具有放射源并记录。

5.1.13 中子管测试及刻度时宜在专用的屏蔽体内进行，屏蔽介质可使用大于 100cm

的混凝土或大于

200cm 的水层，也可使用专用地下测试井，测试井深度应大于 10m。在

没有专用屏蔽体时，应将距测试中子管不小于

30m 范围设置为控制区，控制区边界应设

置警戒线或警戒栅栏，并设置电离辐射警告标志，设置专人警戒。

5.1.14 测井用放射源源罐载源时，离放射源源罐表面 5cm 处由透射导致的周围剂量

当量率不大于表

1 的控制值。

表

1 测井用放射源源罐载源时表面 5cm 处的周围剂量当量率控制值

源罐内源种类

放射性核素活度

GBq（Ci）

源罐载源时表面

5cm处周围剂量当量率控制值

由非中子透射导致的

周围剂量当量率控制值

由中子透射导致的

周围剂量当量率控制值

中子源

＞

185（5）

≤2mSv/h

≤10mSv/h

≤185（5）

≤1mSv/h

≤5mSv/h

γ源

＞

18.5（0.5）

≤2mSv/h

—

≤18.5（0.5）

≤1mSv/h

—

5.1.16 源库内放射源及非密封放射性物质贮源坑（池）防护盖表面（或贮源箱表面）

30cm 处周围剂量当量率不应超过 100μSv/h。污物桶和放射性废物贮存设施表面 30cm 处

周围剂量当量率不应超过

25μSv/h。

5.2 运输及测井现场的放射防护要求5.2.1 放射性核素外部运输时，其放射性包装和运输工具应符合 GB11806 的规定。

运源车应配备随车放射检测仪器及随车记录，随车记录应有所运放射源编码、核素种类、

出厂活度、出厂时间、装车及卸车时间、装车及卸车检测记录、运输及驻留记录等信息。

5.2.2 运源车内外由中子、γ射线及轫致辐射导致的周围剂量当量率之和不应大于表

2 的控制值。

表

2 测井用放射源源罐载源时表面 5cm 处的周围剂量当量率控制值

位置

运源车内外的周围剂量当量率控制值

专用运源车

兼用运源车

驾驶员座椅

≤

2.5μSv/h

≤

20μSv/h

车厢外表面

30cm处

≤

100μSv/h

≤

200μSv/h

车厢外表面

200cm处

≤

2.5μSv/h

≤

20μSv/h

兼用运源车年运送放射源时间不应超过

50h。

当兼用运源车驾驶员的年个人剂量得到严格控制时，周围剂量当量率可以适当放宽，但不应超过其

2倍。

5.2.3 进行放射源操作时应根据放射源活度，采取操作距离、操作时间和防护屏蔽

等措施，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。可使用监控

设施全过程记录放射源的操作，以便核实放射工作人员近距离接触放射源时间。放射源

回收后应使用仪器检测确认源罐中是否具有放射源并记录。

5.2.4 搬运或传递放射源的工具应操作灵活、使用方便、性能可靠，并使放射源与

人体间保持适当的距离，不应徒手操作放射源。无机械化操作时，根据源的不同活度，

应使用符合下列要求的工具：

a) 大于等于 185GBq（5Ci）的中子源和大于等于 18.5GBq（0.5Ci）的γ源，操作工

具柄长不小于

100cm；

b) 小于 185GBq 的中子源和小于 18.5GBq 的γ源，操作工具柄长不小于 50cm。5.2.5 室外操作放射源时应设置控制区，在控制区边界上设置警戒线和警告标志（或

采取警告措施），防止无关人员进入边界以内的操作区域。使用刻度源对测井仪器进行

刻度时，宜在源库所在地的围墙内进行，如需在场外进行刻度应设置控制区，控制区边

界的周围剂量当量率不应超过

2.5μSv/h。

5.2.6 进行更换放射源外壳、密封圈或盘根等特殊操作时，应有专用操作工具和防

护屏蔽等设备，防护屏蔽靠人体一侧的周围剂量当量率应小于

lmSv/h。应先使用模拟源

进行熟练操作后再对真源进行操作。操作人员应佩戴个人剂量报警设备，轮流操作，减

少操作时间。

5.2.10 放射源及非密封放射性物质放射性测井现场应设置控制区，控制区边界应设

置电离辐射警告标志及警戒线。

5.2.11 中子发生器应从井口进入地平面 10m 以下后方可发射中子。中子发生器回收

时，应在地平面

10m 以下关闭，中子发生器出井后应由放射工作人员进行擦拭清理，回

运过程中距离人员应大于

1m。

6 放射性废物的处置要求6.1 退役放射源、放射性液体和固体废物应按 GB14500 的规定执行。6.6 放射性污染事故的处理原则与应急措施参照附录 A 进行。7 油气田测井的放射防护检测要求7.1 测井用放射源的放射防护检测要求

7.1.1 新放射源与设备投入测井使用前应进行下列项目检测：a) 源库及测井现场辐射场周围剂量当量率；b) 放射源的泄漏检测；c) 放射源源罐表面、操作工具和下井仪器的放射性污染检测；d) 源罐与防护屏蔽等的防护效果；e) 源库内贮源坑（池）与贮源箱屏蔽效果，源库屏蔽墙外周围剂量当量率；f) 运源车内、外周围剂量当量率；g) 装、卸源操作工具的长度和机械性能。

其中

d）、e）、f）的检测应采用经过检定校准的合适仪器现场选点检测，检测点

的选择应视具体工作情况而定。

7.1.2 投入测井使用后的检测：

对

7.1.1 中 a）、d）、e）、f）项应每年进行一次检测；b）、c）项按照表 3 分类

进行。

表

3 放射源泄漏检测要求

类别

放射源泄漏检测及放射性污染检测要求

仅贮存在源库不使用的放射源

抽取不少于

10%的放射源，每年进行一次检测

使用单位放射源数量小于等于

10枚

每枚放射源均应每年进行一次检测

使用单位放射源数量大于

10枚小于等于50枚

抽取不少于

50%的放射源，每年进行一次检测

使用单位放射源数量大于

50枚

抽取不少于

20%的放射源，每年进行一次检测

遇到下列情况之一者，应及时做

7.1.1 中 b）、c）项检测：

——更换放射源的外壳或密封圈等特殊操作后；——放射源坠落井内或丢失、被盗后收回后；——由于各种原因怀疑放射源有损伤时。

发现贮源罐或防护屏蔽明显变形或怀疑其内部结构有变化时，应加做

7.1.1 中 d）项

检测。

7.1.3 放射源的泄漏检测及放射源罐表面、操作工具和下井仪器的放射性污染检测

方法参见附录

B。

7.3 测井用中子发生器的放射防护检测要求7.3.1 新中子发生器投入使用前应进行下列项目检测：a）刻度及测井辐射场周围剂量当量率；

b）中子管工作结束后活化产物外照射周围剂量当量率。7.3.2 投入使用后的检测：

对

7.3.1 中 a）项应每年进行一次检测；7.3.1 中 b）项每次工作完成后均应进行。

7.4 个人剂量监测7.4.1 个人剂量监测应按照 GBZ128 的要求进行，单纯使用γ放射源的油气田测井放

射工作人员可仅进行光子个人剂量计监测，对于可能使用中子源或中子发生器的油气田

测井放射工作人员个人剂量计应能同时满足对

γ射线和中子剂量监测。

7.4.2 新型放射源、新型测井设备或测井新工艺投入测井使用前，应对测井全过程

操作人员的累积剂量进行评估。

（

4）《油（气）田测井用密封型放射源库安全规范》（SY6322-2013）

3.1.5 源库应为独立建筑，四周应设不低于 2m 的实体围墙，应设源库值班室和警卫室。

3.1.6 围墙与源库的距离满足围墙处的空气比释动能率应小于 2.5μGy·h-1。3.1.7 根据放射源类型、数量及总活度，源库内应分别设计安全可靠的放射源贮源

坑（以下简称贮源坑），贮源柜、贮源箱等相应的专用贮源设备。

3.1.8 贮源坑深度不小于 1.5m，其上口应高出坑口表面 0.1m~0.15m。贮源坑盖有适

当材料与厚度的防护盖。贮源坑应保持干燥。

3.1.9 贮源坑防护盖、贮源柜和贮源箱表面空气比释动能率应小于 25μGy·h-1。3.1.10 源库墙体外 1m，高 1.5m 处的空气比释动能率应小于 2.5μGy·h-1。3.1.12 源库内应有良好的照明及通（排）风设施。3.2.1 源库应 24h 专人值守，每班不少于 2 人。3.2.9 源库应在明显位置设有“禁止入内”、“当心电离辐射”、“必须穿防护服”

和“必须戴防护眼镜”的警示标志。警示标志应符合

GB2894 的规定。

（

5）《石油放射性测井辐射防护安全规程》（SY5131-2008）

8 使用放射源及脉冲中子源测井的辐射防护8.1 车间刻度的辐射防护要求8.1.1 刻度车间属放射工作场所，应远离居民区及非放射工作场所。

8.1.2 刻度车间应设有仪器吊升装置及扶持仪器进入刻度井（或刻度装置）的工具。

8.1.3 在进行放射性刻度作业时，应设非安全控制区和电离辐射标志。使用中子发

生器做打靶校验时，非安全控制区的半径不得小于

30m。非安全控制区应设专人监护，

禁止无关人员进入。打靶终止

20min 后，人员方能接近下井仪器。

8.2 现场测井作业的辐射防护要求8.2.1 从事放射源运输、装卸作业的操作人员，应经运输、装卸放射源作业的技能

培训。

8.2.2 进行放射源操作时，应设非安全控制区，在醒目位置摆放电离辐射标志。设

专人监护，无关人员不得进入。

8.2.3 进行放射源与仪器连接与拆卸时，应采取防止放射源脱落、失控等措施。8.2.4 测井施工人员应按照辐射防护的时间、距离、屏蔽原则，采取最优化的辐射

防护方式，进行装、卸放射源作业，不得徒手接触放射源。

8.2.5 使用带有中子发生器的仪器进行测井作业时，中子发生器断电 20min 后，仪

器方能出井。

8.2.6 现场运输和施工作业中，应指定专人负责放射源的安全。作业完成后，由指

定的专人会同测井队队长共同确认放射源装回运源车。

（

6）《密封放射源及密封γ放射源容器的放射卫生防护标准》（GBZ114-2006）

本标准规定了使用密封放射源（以下简称密封源）及密封

γ放射源容器的放射卫生

防护要求。

本标准适用于

3.7×104～3.7×1016Bq（1μCi～1MCi）量级密封源。

5 密封γ放射源容器的放射防护要求5.8 距离装有活度为 3.7×1010Bq 以上的密封γ放射源容器外表面 100cm 处任一点的

空气比释动能率不得超过

0.2mGy/h。

7 密封源储存的放射防护要求7.1 使用单位应有密封源的帐目，设立领存登记，状态核查，定期清点，钥匙管理

等防护措施。

7.2 使用密封源类型、数量及总活度，应分别设计安全可靠的储源室、储源柜、储

源箱等相应的专用储源设备。

7.3 储源室应符合防护屏蔽设计要求，确保周围环境安全，储源室应双人双锁管理。7.4 有些储源室应建造储源坑，根据存放密封源的最大设计容量确定储源坑的防护

设施，储源坑应保持干燥。

7.5 储源室应设置醒目的电离辐射警示标志，严禁无关人员进入。7.6 储源室应有足够的使用面积，便于密封源存取；并应保持良好的通风和照明。

7.7 储源室及储源柜、箱等均应有防火、防水、防爆、防腐蚀与防盗等安全设施。7.8 无使用价值或不继续使用的退役密封源应退回生产厂家。8 密封源操作的放射防护要求8.1 密封源操作和管理人员上岗前应接受有关放射防护的职业卫生培训，掌握一定

的安全防护知识和技能，并经考核合格。

8.2 应根据密封源的数量和活度，按放射防护最优化原则，充分考虑时间、距离、

屏蔽设施等因数，采取各种有效的职业病危害防护措施，必要时应对防护措施进行职业

病危害（放射防护）评价，使工作人员受照剂量控制在可合理达到的尽可能低的水平。

8.3 操作密封源应根据其类型和活度，使用相应的工具和屏蔽设施。8.4 密封源更换容器时，应有放射防护人员进行现场监测，必要时获得合格专家的

现场指导。

8.5 使用密封源装置进行作业时（包括现场作业），应把放射工作场所划分为控

制区和监督区，并采取相应的防护管理措施。

8.6 作为主要责任方，密封源使用单位对可能发生的密封源事故应有预防和应急救

援措施。

8.7 作为主要责任方，密封源使用单位应至少每年进行一次密封源设备防护性能及

安全设施检验，如发现污染或泄漏应立即采取措施，详细记录检验结果，妥善保管归档。

（

7）《剧毒化学品、放射源存放场所治安防范要求》（GA1002-2012）

4 风险等级划分与治安防范级别4.l 风险等级划分

剧毒化学品、放射源存放场所（部位）的风险等级应根据其品种、数量、常温常

压下物态及流失后对治安潜在危害等因素划分为三级，从高至低依次为一级、二级、三

级。

4.2.2 二级风险等级

具备下列条件之一的，为二级风险等级：

a）固态剧毒化学品总量在 200kg（含）至 1000kg 的；b）液态剧毒化学品总量在 200L（含）至 1000L 的；c）气态剧毒化学品总量在 50kg（含）至 500kg 的；d）Ⅱ、Ⅲ类放射源；e）医疗单位使用的 I 类放射源。

4.3 治安防范级别4.3.l 治安防范级别（含技术防范级别）应与存放场所（部位）风险等级相对应，

分为三级，从高至低依次为一级、二级、三级。一级治安防范要求用于一级（含）以下

风险等级，二级治安防范要求适用于二级（含）以下风险等级，三级治安防范要求适用

于三级风险等级。

4.3.2 根据存放场所（部位）周边地区治安复杂程度、当地公安（武警）和单位自

身应急处置能力大小等因素，可对其治安防范级别进行高配。

5 治安防范要求5.l.2 值守人员应认真履行岗位职责，对进出存放场所人员进行检查，制止非法侵

入；应严格执行交接班制度，并有记录。

5.l.3 保卫值班室应 24h 有专人值守。值守人员应每两小时对存放场所周围进行一

次巡查，巡查时携带自卫器具。

5.l.8 放射源应单独存放，不得易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放。应由专人保

管，并做好贮存、领取、使用、归还情况的登记，登记资料至少保存

1 年。含放射源装

置暂停使用期间，应存放在专用仓库内。

5.2 实体防范要求5.2.3 存放场所（部位）应设置明显的剧毒、电离辐射警告标志。警告标志应符合

GB 2894、GB 18871 的要求。

5.2.4 一、二级风险的库房墙壁应采用混凝土墙或实心砖墙建造，墙壁厚度应不小

于

250mm；顶部应采用现浇钢筋混凝土或钢筋混凝土楼板建造，厚度不小于 160mm。

5.2.5 库房出入口、保卫值班室出入口和监控中心出入口应设置防盗安全门。5.3.4 二级技术防范要求

除符合

5.3.3 的要求外，还应符合下列要求：

a）库房出入口应设置出入口控制装置；b）库房窗口、通风口应设置入侵报警装置和视频监控装置，监视及回放图像应

能清楚辨别人员的体貌特征；

c）监控中心和保卫值班室宜合用，应为专用工作间。5.4.l 视频监控系统5.4.1.3 视频图像应实时记录，记录保存时间应不少于 30 天。

（

8）《放射性物品安全运输规程》（GB11806-2019）

4 一般要求4.1 辐射防护4.1.1 人员所受剂量应低于 GB 18871 规定的剂量限值。防护应是最优化的,即在考

虑了经济和社会因素之后，在个人所受剂量低于剂量约束值的条件下，个人剂量的大小、

受照射人数以及引起照射的可能性保持在可合理达到的尽量低的水平。应从组织结构和

系统上采取措施，并考虑运输与其他活动之间的关系。

4.1.3 对运输活动产生的职业照射:a）一年中有效剂量始终不可能超过 1mSv 时，不必采用特殊的工作方式，也不必

细致、监测制定剂量评定计划和保存个人记录

;

b)当一年中有效剂量预计可能处于 1mSv~6mSv 之间时，应尽可能进行个人剂量监

测。应对这类人员的职业受照情况进行评价

,这种评价应以个人监测或工作场所监测的结

果为基础；

c)当一年中有效剂量预计可能超过 6mSv 时，应进行个人剂量监测和评价。在进行

个人监测或工作场所监测时，应保存相关的记录。

4.7 培训4.7.1 工作人员应接受可能遭受的辐射危害以及拟采取的防护措施等方面有关知

识的培训，以确保限制工作人员的职业照射和可能受其运输活动影响的其他人员的辐射

照射量。

4.7.2 从事放射性物品运输的人员应当接受本标准中与其职责相称的内容的培训。4.7.3 从事放射性物品分类、包装、作标记、贴标签的人员，准备放射性物品运输

文件的人员，提供或接收需要运输的放射性物品的人员，在运输中搬运或操作放射性物

品的人员，为放射性物品货包作标记或者贴标牌的人员，将放射性物品货包装入或者卸

出运输车辆、散货包装或者货物集装箱等的人员，以及有关政府部门确定的直接参与放

射性物品运输的其他人员，应当接受下列培训

a)一般了解/熟悉培训:1)每个人都应接受熟悉本标准一般规定的培训;2)培训应包括放射性物品类别的介绍，作标记、贴标签、挂标牌、包装和隔离的相

关要求，放射性物品运输文件的目的和内容的介绍，以及现有的应急响应文件的介绍。

b）具体的岗位培训。每个人都应当接受与其履行职责有关的放射性物品运输具体

要求的详细培训。

c)安全培训。相应于发生放射性物质释放情况时的照射风险和履行的职责，相关人

员应当接受下列方面的培训

1)避免事故发生的方法和程序，例如货包操作设备的正确使用和放射性物品的恰当

贮存方法；

2)现有的应急响应信息以及如何利用这些信息;3)各种放射性物品的危害和如何防止受到这些危害，必要时包括人员防护服和防护

设备的使用

;

4）发生放射性物质意外释放时立即采取的程序，包括相关的应急响应程序和要遵

守的人员防护程序。

4.7.4 开展的所有安全培训记录应由员工工作所在单位保存，并在员工申请时向其

提供。

4.7.5 在聘用放射性物品运输岗位的人员时，应进行或者确认已经过 4.7.3 要求的

培训，并且应定期进行有关政府部门认为合适的再培训。

5.3 辐射水平限值5.3.1 货包或集合包装的外表面上任一点的最高辐射水平应不超过 2mSv，满足下

列任何一项情况除外

a)按独家使用方式通过铁路或公路运输的货包或集合包装，在满足下述条件下时可

超过

2mSv/h，但不可超过 10 mSv/h:

1)车辆采取实体防护措施防止未经批准的人员在常规运输条件下接近托运货物;2)对货包或集合包装采取了固定措施，在常规运输条件下它们在车辆内的位置能够

保持不变

;

3)运输期间，无任何装载或卸载作业。b)使用船舶运输的货包或集合包装，按独家使用方式装载在车辆内或车辆上，且始

终不从车辆上卸下

;

c)按特殊安排方式使用船舶或航空运输的货包或集合包装。5.3.2 按独家使用方式运输,货包或集合包装的外表面上任一点的最高辐射水平应不

超过

10mSv/h。

（

9）剂量约束值

根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（

GB18871-2002），辐射工作人员所

受职业照射的剂量限值为连续

5 年内平均年有效剂量不超过 20mSv，关键组公众成员的

年有效剂量限值为

1mSv。

对于职业照射，剂量约束是一种与源相关的个人剂量值，用于限制最优化过程所考

虑的选择范围。对于公众照射，剂量约束是公众成员从一个受控源的计划运行中接受的

年剂量的上界。因此根据辐射防护最优化原则并结合本项目特点，为确保辐射工作人员

和公众的安全，根据《放射性测井辐射安全与防护》

（

HJ1325-2023），本次评价将 5mSv/a

作为辐射工作人员的年剂量约束值，将

0.1mSv/a 作为公众的年剂量约束值。

对于源库内放射源贮源柜表面

30cm 处的周围剂量当量率按照不超过 100μSv/h 执

行。

放射源源罐表面

5cm 处的周围剂量当量率按照下表执行。

表 7-2

测井放射源源罐载源时表面 5cm 处的周围剂量当量率控制值

放射源

活度

GBq

γ周围剂量当量率控制值

（

mSv/h）

中子周围剂量当量率控制值

（

mSv/h）

中子源

≤185

≤1

≤5

＞

185

≤2

≤10

γ源

≤18.5

≤1

—

＞

18.5

≤2

—

表

8 环境质量和辐射现状

环境质量和辐射现状

（

1）监测目的

为了解拟建场地及其周围的辐射环境质量背景水平，为本次预测评价提供基础数据。

（

2）监测内容

根据污染因子分析，评价单位委托杭州旭辐检测技术有限公司于

2025 年 6 月 27 日对

拟建址周围进行

X-γ射线剂量率和中子剂量率的现状水平监测。

（

3）监测点位

现场监测参照《环境

γ辐射剂量率测量技术规范》（HJ1157-2021）和《辐射环境监测

技术规范》

(HJ61-2021)中布点原则，环境辐射测量点应覆盖防护设施周围和厂区外围环

境。

根据评价项目周边现有空间布局进行点位布设，在放射源库、维保刻度区域周边选取

具有代表性点位进行监测，包括场界及保护目标。

本次对陆上的源库和维保刻度拟建址进行现状监测。由于源库东侧紧挨山体，为山体

边坡，受限于地理位置，因此，本次监测点位位于源库东侧在源库内一侧。由于后续海上

平台使用实际地点不固定，且海上平台周边基本不涉及居住区、学校、医院等环境保护目

标，因此，本次不考虑海上的现状监测。

监测点位布点详见图

8-1~2。

图

8-1

项目源库监测点位布点图

图

8-2

项目维保刻度区域所在位置监测点位布点图

（

4）监测仪器与规范

监测仪器的参数与规范见表

8-1。

表

8-1 X-γ剂量率仪参数与规范

仪器名称

便携式

X、γ辐射周围剂量当量率仪

仪器型号

JC-NAI-300

仪器编号

JC185-10-2024

生产厂家

能量响应

25keV～30Mev

量

程

0.01μSv/h～100mSv/h

检定证书

上海市计量测试技术研究院

（检定证书编号：

2024H21-20-5562119001）

有效期：

2024 年 10 月 30 日-2025 年 10 月 29 日

监测规范

环境

γ辐射剂量率测量技术规范 HJ1157-2021

表 8-2

中子周围剂量当量仪参数与规范

仪器名称

中子周围剂量当量仪

仪器型号

BH3105E

仪器编号

JC15-09-2018

生产厂家

能量响应

热中子

~14MeV

量

程

0.1μSv·h-1～100.0mSv·h-1

检定证书

中国计量科学研究院

（检定证书编号：

DLjs2025-00033）

有效期：

2025 年 01 月 06 日-2026 年 01 月 05 日

监测规范

辐射防护仪器中子周围剂量当量

(率)仪 GB/T 14318-2019

（

5）质量保证措施

A 合理布设监测点位，保证各监测点位布设的科学性和可比性。B 按监测方案布设的点位检测，如实反应点位信息；C 根据《环境地表γ辐射剂量率测量技术规范》（HJ1157-2021）、《辐射防护仪器

中子周围剂量当量

(率)仪》（GB/T 14318-2019）等监测规范，按通过计量认证的方法进行

检测；

D 人员经培训，持证上岗，有丰富的检测经验；

E 监测仪器每年定期经计量部门检定，检定合格后方可使用，且使用时在检定有效

期内；

F 每次测量前、后均检查仪器的工作状态是否正常，并用检验源对仪器进行校验。

G 原始记录按要求存档 6 年；H 报告严格实行二级审核制度，审核完毕后由授权签字人批准。

（

6）监测工况

本次于

2025 年 6 月 27 日开展监测工作，监测时的天气情况见下表。

表

8-3

天气情况一览表

时间

温度

湿度

天气

风速

2025 年 6 月 27 日

33～34℃

47～49％

晴

1.3～2.1m/s

监测期间，源库为空置，并未储存放射源及射线装置。维保刻度区域为拟建区域，也

未储存放射源及射线装置并开展相关工作等。

（

7）监测结果

场地周围

X-γ辐射剂量率监测结果见表 8-4，中子辐射剂量率辐射监测结果见表 8-5。

表

8-4

X-γ辐射剂量率监测结果

检测点位

号

点位描述

测量值

（

μSv/h

）

标准差

修正后检

测结果

（

nGy/h）

备注

★

源库东侧（边坡）

0.172

0.008

104

室外

★

源库南侧

0.162

0.012

室外

★

源库西侧（大门口）

0.175

0.005

107

室外

★

源库北侧

0.152

0.006

室外

★

源库内部仓库门口

0.181

0.007

112

室外

★

源库门卫及值班室

0.162

0.006

室外

★

独立用房东侧

0.151

0.007

室外

★

独立用房南侧

0.146

0.007

室外

★

独立用房西侧

0.155

0.025

室外

★

独立用房北侧

0.141

0.017

室外

★

独立用房下方 1 楼

0.164

0.011

室外

★

综合楼

0.167

0.009

100

室外

★

门卫

0.127

0.007

室外

★

厂房东侧

0.127

0.009

室外

★

厂房南侧

0.121

0.007

室外

★

厂房西侧

0.120

0.011

室外

★

厂房北侧

0.125

0.011

室外

★

舟山市定海良港船厂

0.117

0.007

室外

备注

备注：1、测量时探头距离地面约 1m；

2、每个检测点测量 10 个数据取平均值，以上检测结果均已对宇宙射线的响应值修正；3、环境γ辐射空气吸收剂量率=读数平均值×校准因子 k1×仪器检验源效率因子 k2÷空气比释动能和周围剂量当量的换算系数

-屏蔽修正因子 k3×测量点宇宙射线响应值

Dc，校准因子 k 为 0.98，仪器使用 137Cs 进行校准，效率因子 k2 取 1，换算系数为

1.20Sv/Gy，k3 楼房取 0.8、平房取 0.9、原野和道路取 1，仪器对宇宙射线的响应值为

0.03μSv//h，响应值比对监测地点位于宁波市鄞州区东钱湖；

4、检测点为道路，k3 取 1。

表

8-5

中子辐射剂量率监测结果

检测点位

号

点位描述

检测结果（

μSv/h）

备注

◆

源库东侧（边坡）

＜

0.1

室外

◆

源库南侧

＜

0.1

室外

◆

源库西侧（大门口）

＜

0.1

室外

◆

源库北侧

＜

0.1

室外

◆

源库内部仓库门口

＜

0.1

室外

◆

源库门卫及值班室

＜

0.1

室外

◆

独立用房东侧

＜

0.1

室外

◆

独立用房南侧

＜

0.1

室外

◆

独立用房西侧

＜

0.1

室外

◆

独立用房北侧

＜

0.1

室外

◆

独立用房下方

1 楼

＜

0.1

室外

◆

综合楼

＜

0.1

室外

◆

门卫

＜

0.1

室外

◆

厂房东侧

＜

0.1

室外

◆

厂房南侧

＜

0.1

室外

◆

厂房西侧

＜

0.1

室外

◆

厂房北侧

＜

0.1

室外

◆

舟山市定海良港船厂

＜

0.1

室外

（

7）现状评价

由监测结果可知：本项目陆上源库及维保刻度拟建址周围的辐射剂量率测量值在

60nSv/h~112nSv/h 之间，由《浙江省环境天然贯穿辐射水平调查研究》可知，舟山市原野γ辐射剂量率在 44nGy/h~98nGy/h 之间。本拟用场址各监测点位地表γ辐射剂量率基本保持

在同一涨落水平。中子辐射剂量率均为未检出。

表

9 项目工程分析与源项

工程设备和工艺分析

9.1 工程设备9.1.1 放射源测井仪器

放射源测井仪器包括海上平台地面及井下两部分，由绞车、电缆、地面控制系统、

井下测井仪器等组成，其中放射源安装于井下测井仪器内。本项目主要使用中子测井源

和

γ测井源，放射源测井原理示意图见下图。

图

9-1 放射源测井原理示意图（以中子测井源示例）

9.1.2 中子发生器

测井中子发生器由中子管和中子管外接电路组成。中子管是将离子源、加速系统、

靶子以及气压调节系统密封在一个陶瓷或玻璃管内，形成一个小型的特种电真空器件。

中子管实质上是一种最小型的加速器，其性能决定着中子发生器的产额、寿命、稳定性

等诸多指标。中子管可以在外接电路的控制下，由离子源产生氘离子，经加速后轰击氚

靶，与靶中的氚产生核反应，产生

14MeV 的快中子。中子管外接电路通常由离子源电

路和密封加速高压组成，离子源电路决定于中子管离子源的结构。中子管内部结构示意

图见下图。

图

9-2 中子管结构图

中子测井系统主要由两部分组成，即地面仪器和下井仪器两部分。地面仪器一般为

显示屏、控制器，电缆线盘等，下井仪器通常由两节钢管仪器筒组成，即测井中子发生

器和电子仪器管（含磁定位器、处理器、探测器等）。在测井时，将下井仪器组装后和

地面仪器通过绞车上的电缆相连接，并将仪器下到井下进行测井。

测井中子发生器（中子管和中子管外接电路）不进行组合，且不与地面仪器连接，

将无法进行工作，未通电无法发射高能中子。在运输、贮存的过程中，测井中子发生器、

电子仪器管、地面仪器各部分是分开的，基本避免了中子辐射问题。典型中子发生器（下

井仪器）外观示意图见下图。

图

9-3 典型中子发生器（下井仪器）外观示意图

9.2 工作原理9.2.1 放射性测井

放射性测井又称核测井，是以地层和井内介质的核物理性质为基础的地球物理方

法。测井时，用探测器在井中连续测量由天然放射性核素发射的或由人工激发产生的射

线，以计数率或标准化单位记录射线强度随深度的变化，也可直接转换成测井分析所需

要的地球物理参数，以更直观的形式进行记录。这类测井方法可在裸眼井和套管井中测

定岩性、进行地层评价、观察油田开发动态和研究油井的工程质量。放射性测井主要包

括自然伽马、自然伽马能谱、密度、岩性

-密度、中子伽马、中子寿命、中子非弹性散

射伽马能谱、中子活化等测井方法。

建设单位拟利用中子放射源测井（

Am-241/Be、Pu-238/Be 中子源）、γ放射源测井

（

Cs-137）、中子发生器测井，工作原理如下：

（

1）中子放射源测井

把装有中子源和探测器的下井仪器放入井内，由于中子源发射的快中子按球状向外

迁移，在穿过井孔介质进入岩层的过程中，高能量中子与物质的原子核相互作用而减速、

扩散和被吸收，其能量不断损失或减弱。采用两个不同源距探测器来测量热中子计数率

的比值，以反映地层中的中子密度随源距衰减的速率。将探测结果通过电缆输送到海上

平台地面仪器，经过计算处理记录曲线。

由于探测器记录的中子数量或原子俘获热中子的吸收特性，主要是与岩石的含氢量

有关，而储集层的含氢量又取决于它的孔隙度，所以含氢量的多少将反映岩层的孔隙度

大小。

中子测井源由源头、密封源和密封圈三部分组成。密封源源芯为氧化镅和铍粉按一

定比例充分混合后压制成具有一定强度的柱状活性体，再经高温烧结后形成的陶瓷体。

这种源芯稳定性好，即使源壳破损也不会对环境造成严重污染。将源芯封焊在由三层特

种不锈钢制的源壳中，其中两层为氩弧焊封焊，即构成了拥有高抗压性能的密封源。密

封源放置于耐压壳内，耐压壳采用无焊接螺纹封闭，通过

O 型密封圈密封，并有安全环

防止螺纹松动。其结构满足《油气田测井放射防护要求》（

GBZ118-2020）和《放射性

物品安全运输规程》（

GB11806-2019）。其结构和实物如下图所示。

图 9-4

中子源结构示意图

（

2）γ放射源测井

γ放射源测井主要利用放射源产生的γ射线与介质的作用研究地层的放射性特性，γ

射线与介质作用后的散射射线强度是与地层体积密度的负指数函数，通过测量散射射线

来测量岩石体积密度。光电吸收（截面）与地层物质的原子序数

Z 密切相关，通过记录

γ射线与介质发生光电效应产生的能量小于 0.1MeV 的γ射线来研究岩石的密度。

γ测井源由耐压壳、密封源和屏蔽块三部分组成。密封源的源芯为陶瓷体（铯榴石），

这种化合物具有耐高温和在水中铯的浸出率低等特点。将源芯封焊在由三层特殊不锈钢

制的源壳中，即构成具有高抗性能的密封源，源屏蔽块有高密度钨合金制成，通过紧配合

固定于耐压壳内，已降低背投率。将密封源置于耐压壳中，再上紧通过螺纹连接的带有

密封圈的耐压壳堵头并上号安全卡圈，即构成

γ测井源。其结构满足《油气田测井

放射防护要求》（

GBZ118-2020）和《放射性物品安全运输规程》（GB11806-2019）。

其结构和实物如下图所示：

图 9-5

铯-137γ测井源结构图

（

3）中子发生器测井

中子发生器测井是把装有中子管的下井仪器（测井中子发生器）放入井内，由于中

子源发射的快中子按球状向外迁移，在穿过井孔介质进入岩层的过程中，高能量中子与

物质的原子核相互作用而减速，扩散和被吸收其能量不断损失或减弱。利用中子与油气

井周围岩石和井内介质其作用、研究油气井剖面、寻找有用矿藏及研究油井工程质量的

一种矿场地球物理方法。

中子发生器以脉冲方式工作，故称之脉冲中子发生器，脉冲中子发生器用于测量岩

层吸水情况及地层含水饱和度的监测，为油田开发提供准确数据。

脉冲中子测井仪可以进行次生

γ能谱测井和热中子衰减时间测井。次生γ能谱测井是

利用脉冲中子源发射的快中子与地层中某种元素发生非弹性碰撞的概率及放出的非弹

性散射

γ射线的能量都与被碰撞元素的结构有关，根据地层中常见元素的非弹性散射γ射

线能谱和各自的非弹性散射截面，确定地层中存在的元素种类和含量。热中子衰减时间

测井是利用地层对热中子的俘获特性测量地层孔隙中油、水的相关含量。

9.2.2 测井仪器刻度

由于仪器在制造中的误差和探测器灵敏度的不同及随时间的变化，仪器在使用前必

须进行刻度，投入使用后也要定期刻度。所谓刻度就是对仪器进行标定，即求出仪器的

特征参数

K 值，并在测井程序中以 K 值来修正测得的计数率比值。

补偿中子测井仪刻度是通过中子源的中子来进行刻度，所用刻度源为镅

-241/铍，当

中子源发射的快中子与岩层中各种原子核发生碰撞时，快中子由于变为热中子，岩层中

氢原子对快中子的慢化影响最大，探测器计数率的减小就表示中子源与探测器间的含氢

物质数量的增加。也就是说探测器计数越小，岩层骨架空隙远大，即地层的空隙度越大，

中子刻度器是标准地层中孔隙度的模拟器，工作人员通过将测量结果与标准值比对，得

出该测井仪的刻度因子及误差。

9.2.3 测井放射源维保

测井放射源需要定期进行维护保养，主要是对放射源旋塞的维护更换等。旋塞为测

井放射源与测井仪器的连接部分，通常是双向螺口形式，一边连接密封放射源，另一边

连接测井仪器。在日常工作中，因使用不当或使用年限较长，放射源接口可能会发生脱

扣、磨损、腐蚀、生锈等情况，这时需要及时对放射源进行维护保养，并使用专用工具

更换旋塞，避免放射源与仪器连接不紧而影响测井工作。放射源旋塞示意图如下。

图

9-6 放射源旋塞示意图

9.3 工作流程

本项目主要工作流程包括测井用放射源及中子发生器的陆上贮存，放射性测井仪器

刻度，测井放射源的维护保养，海上平台油气测井作业等，各部分工作流程如下。

9.3.1 放射源及中子发生器陆上贮存（含销售）

放射源库内贮源柜和贮源架都具有相应编号及编码，放射源对号入位。贮存及出入

库流程具体如下。

（

1）测井源（中子源和γ源）贮存及出入库流程

① 首先办理放射源领用审批（出库）或放射源入库审批（入库）。审批通过后，

由本项目

2 名库管员开启登记室门，并开启放射源库控制区的通风设备和照明设备。

② 放射源入库时根据放射源说明资料，将放射源相关信息录入计算机数据库，如

放射源编码、核素名称、活度、辐射类型、表面沾污、源罐编号等，并记录放射源的存

放日期、存放单位、存放人等信息，同时确定放射源的存放位置。出库时根据放射源领

放射源

旋塞

放射源

旋塞

专用工具

取需求，查询确定所领取放射源的具体位置，并记录放射源的领取日期、领取单位、领

取人等信息。进行取源或存源准备。

③ 库管员开启放射源库大门，运源车开进院内。

④ 库管员在更衣室更换工作服，佩戴个人剂量计、个人剂量报警仪，并携带便携

式

γ剂量率仪。

⑤

2 名库管员一同开启源库二道大门，先使用便携式γ剂量率仪进行巡测，确认安

全后进入存放间的前室，打开通风设备和照明。

⑥ 对于

2#γ源存放间和中子源存放间，库管员打开对应存放间，一期时由转移人员

存入或取出放射源；二期时由转移人员启动源库内部的机械提升及传动设备，打开所贮

存放射源对应贮源柜的柜门，取出贮源柜中的放射源（出库）至前室放射源装卸区或在

前室放射源装卸区将放射源存入贮源柜中（入库）。对于其他存放间储存的放射源，由

转移人员进行存入或取出。源罐出入库时，应使用检测仪器确认放射源是否置于源罐中。

库管员在监控上进行放射源进出库标记后，进入源库进行巡查巡测并记录监测数据，确

认贮源间内放射源状态后做好纸质记录。

⑦库管员回到更衣室，脱下工作服，将个人剂量计和便携式

γ剂量率仪存放至原处，

并对工作服和身体进行表面放射性污染测量。

⑧在计算机数据库中确认放射源存放信息，将工作人员个人剂量数据和剂量率测量

数据录入数据库。

⑨关闭通风设备和照明，关闭登记室门离开源库。

（

2）中子发生器贮存及出入库流程

中子管与中子管外接电路不进行组合，且不与地面仪器连接，将无法通电进行工作，

不会发出中子射线。其中中子管（氚靶）为

Ⅴ类放射源，贮存于源库贮源隔间，使用贮

源隔间配置的专用运输推车进行出入库；其他中子测井系统组件（中子管外接电路、地

面仪器）等存放于相应设备车间，使用相应车间的转移运输工具进行出入库。

（

3）租赁或被服务单位放射源的贮存及出入库流程

租赁或被服务单位放射源的贮存及出入库流程与本项目单位测井源的基本相同，主

要区别是放射源领用或入库审批环节增加对租赁单位或被服务单位的资质审查、待存放

放射源活度审查，包括但不限于环保手续审批情况、辐射安全许可证中许可事项、营业

执照中营业范围和技术能力等。审批通过后，由本项目转移人员负责源库内取源、还源

等工作直至运源车离开放射源库。

（

4）销售流程

销售流程一般分为两种。一种是不进入源库进行暂存，由放射源供源单位直接将放

射源运至用源单位的；另一种是需要将放射源运至源库进行暂存后再进行销售，后续再

委托有资质单位将放射源运抵用源单位的。

当销售人员与客户签订了销售合同后，相关人员要按照如下步骤开展工作

①根据销售合同制定采购计划，向供源单位进行采购。

②根据用源单位的安排，采取第一种或者第二种方式进行供源。

③后续用源单位使用后产生的废源由厂家进行回收。

9.3.2 测井仪器刻度及放射源维护保养

（

1）放射源测井仪器刻度

建设单位拟在公司涨茨村

488 号生产厂房维保刻度区域进行刻度工作。当接到刻度

任务时，工作人员首先进行刻度前工作准备，包括准备装卸源工具、刻度工具、测井仪

器等相关器械，办理放射源刻度出库等相关手续。由转移人员采用专用转移设施将装有

放射源的源罐转移至维保刻度区域。

本项目在生产厂房维保刻度区域利用专用刻度装置开展刻度工作，无关人员不得进

入生产厂房内；辐射工作人员按顺序每次对

1 枚放射源进行维保刻度（不同时进行 2 枚

或多枚），辐射工作人员使用专用工具装卸源，并穿戴防护用品，佩戴个人剂量计和个

人剂量报警仪；刻度过程人员在操作区域查看刻度数据，并时刻关注固定式辐射监测系

统，发现异常立刻停止工作。刻度完成后，使用专用工具将源放回源罐入库，并使用辐

射巡测设备检测现场和源罐，确认放射源已入源罐。放射源测井仪器刻度工作流程见下

图。

图

9-7 放射源测井仪器刻度工作流程图

（

2）中子发生器刻度

中子发生器需要定期刻度，用以检验及校准中子发生器的工作状态。将中子发生器

放置在维保间内的中子刻度筒中进行刻度工作，刻度筒长约

3m，直径余额 1m，筒中心

设置

1 个中心孔用于插入中子发生器进行刻度，筒外壳为钢制，筒中装有纯净水。中子

发生器两头固定在专用的刻度杆上，刻度杆为聚乙烯实心杆，然后通过中心孔插入刻度

筒中固定。工作人员在操作室对仪器进行供电，激发中子发生器进行刻度。

图

9-8 中子发生器刻度示意图（本项目在厂房维保区域内进行）

中子发生器刻度工作流程见下图。

图

9-9 中子发生器刻度工作流程图

（

3）测井放射源维护保养

测井放射源需要定期维护保养，主要是对放射源旋塞的维护更换等。建设单位根据

放射源的实际使用情况制定保养计划，准备保养工具、旋塞、专用工具、铅屏风等。维

护保养在维保间内开展，具体流程如下。

图

9-10

测井放射源维护保养工作流程图

9.3.3 放射源及射线装置转移运输

（

1）厂内转移

放射源或中子发生器厂内转移发生在刻度维保工作期间，在从源库转移至生产厂房

时，转移人员在生产厂房西南门口卸下放射源，由维保刻度辐射工作人员将放射源放到

专用推车上，将放射源或射线装置由生产厂房门口运送到维保刻度区域。

（

2）陆上及海上运输

本项目放射源及射线装置在源库和海上平台之间的运输将委托有资质单位进行。

① 放射源外部运输时，放射性包装和运输工具符合

GB11806 的规定。运源车配备

随车放射检测仪器及随车记录，随车记录具有所运放射源编码、核素种类、出厂活度、

出厂时间、装车及卸车时间、装车及卸车检测记录、运输及驻留记录等信息。

② 经监测运源车内外由中子、

γ射线导致的周围剂量当量率之和满足相关标准要求

后，方可开展运输工作。

③ 现场运输时指定专人负责放射源的安全。

④ 放射源运输车辆不混装易燃、易爆等危险品，且具备防止密封源丢失、颠翻散

落或被盗等安全设施。装载放射源的运输容器设置

“铅封”之类标志物，以保证运输过程

中未被开启。

⑤ 将源容器及源箱固定在运输车辆（船）上，并设置专用固定措施，防止在运输

过程中，源容器与源箱箱体碰撞或从源箱中掉落。

⑥ 放射源运输车辆和运输船定期进行维修和保养。

⑦ 放射源从源库出库，放入放射源暂存箱后装入运输专车，并通过指定路线将放

射源送到码头边，然后转运到运输船上再运至海上平台。

9.3.4 海上平台油气测井作业

本项目使用放射源及射线装置，在海上平台开展油气测井作业。海上平台四面环海，

一般设测井井口、放射源及射线装置暂存区、生活区等，典型布局如下图所示。

图

9-11 典型海上平台示意图

（

1）放射源测井

本项目涉及的放射源测井设备包括中子测井源设备和

γ测井源设备。

① 接到测井工作任务后，办理放射源出库及运输源等相关手续，放射源出库。

② 将放射源装入专用的放射源暂存箱，转入运输专车，并通过指定路线将放射源

送到码头边。海上运输工作委托专业单位进行，运输到海上平台作业现场。

③ 在海上平台实施测井作业时，放射源操作人员负责通知海上平台经理和安全监

督，由安全监督进行全平台广播，通知无关人员离开作业区域返回生活区，禁止进入放

射源操作区域；在作业区边界设置警戒线、电离辐射警示标志等，并对测井作业现场进

行清场防止无关人员靠近工作场所。

④ 仪器经过长途运输、吊装等环节，精度可能受到轻微影响。为确保仪器入井前

状态正常，在海上平台需要对仪器进行下井前校验。首先，将各部分测井仪器连接后通

电，检查通讯状态是否正常；然后将仪器探头靠近校验用放射源，进行放射源信号检测，

通过计算机对信号进行校验，比对检测数值是否在标准范围之内。检查过程约

1h，若仪

器状态正常则可装源入井进行测井作业，若偏差较大则重新调度更换测井仪器。

⑤ 放射源操作人员用专用的装源工具将放射源按顺序

1 枚 1 枚装入测井仪器内（不

同时进行多枚放射源的安装工作），并安装托盘，防止放射源落井或掉下平台。仪器就

位后，开始实施测井工作，工作人员通过绞车将测井仪器匀速下放入井，进行测井的深

度约在井下

100~5000m。当安装有放射源的测井仪器下入井下至少 100m 后，通过地面

控制设备，对探测器通电并打开测井仪器的出束挡板，测井仪器出束进行测井工作。

⑥ 测井作业结束后，先对探测器断电停止其工作。卸下测井放射源前通过广播告

知并清场，无关人员不得进入测井现场，将装有放射源的仪器提升至井口，并设置专用

托盘防止放射源落井或掉下平台。

⑦ 拆卸仪器前，用辐射监测设备测量测井仪器表面的辐射水平，并用专用工具清

理源口，确认辐射剂量率符合规定后，才能拆卸仪器。工作人员使用专用卸源工具将放

射源取出测井仪器并放回源罐内，源罐装入源箱。

⑧ 放射源在海上平台暂存时，放射源均置于源罐内并存放于放射源暂存箱内，存

放地点远离人员密集区域及安全通道。暂存箱上锁，设置

“电离辐射”警示标志及警戒线，

设置专人每天对存放的放射源进行巡视，填写《现场巡视检查表》，确认放射源的安全，

如果有异常情况立即向辐射防护负责人进行汇报。遇台风天气等恶劣情况，提前将源箱

（罐）置于安全地点、对源箱（罐）采取点焊、捆绑等固定措施，确保锁具牢固。测井

作业完成后，通过船舶及车辆等工具将放射源暂存箱运回建设单位源库内，并办理入库

手续。

海上平台测井作业工作流程见下图。

图

9-12 海上平台测井作业工作流程图

（

2）中子发生器测井

① 中子发生器由多个部分组成，在不使用时将

H-3 放射源所在的中子管部分存放

于源库贮源隔间，其余组件为普通测井工具无放射性。接到在海上平台测井工作任务后，

工作人员办理中子管出库及运输源等相关手续，中子管出库。

② 将中子管装入专用的放射源暂存箱，其他配件放入专用工具箱，转入运输专车，

并通过指定路线（约

5 分钟行程）将放射源送到码头边，再通过船只运输到海上平台作

业现场。中子管从源库运至海上平台均委托专业单位进行。

③ 在海上平台实施测井作业时，建设单位工作人员负责通知海上平台经理和安全

监督人员，并由安全监督人员进行广播通知测井作业地点，对测井作业现场进行清场，

在操作区域外设置警戒线或其他警戒标志，并设专人警戒，防止非工作人员误闯作业区，

然后开始实施测井工作。

④ 工作人员先安装好仪器，在测井前对仪器进行

γ和中子剂量率水平检测作为本底

值参考，然后组装好的中子发生器由机械输送到海上油气井指定深度（至少到海平面以

下

10m），然后给仪器供电，激活中子发生器，待仪器稳定后继续下放仪器进行测井工

作。测井完成后，将中子发生器上提至海上平台海平面

10m 以下后停机断电，中子发生

器停止出束，静置

30 分钟后通过机械将中子发生器上提至平台井口，在中子发生器停

机

1 小时后再进行仪器拆卸装箱。

⑤ 拆卸仪器前，测量仪器表面的辐射水平，确认辐射水平无异常后，才能拆卸仪

器。拆卸后中子管放入放射源暂存箱，测井作业工作结束。

⑥ 放射源暂存箱存放地点远离人员密集区域及安全通道。暂存箱上锁，设置

“电离

辐射

”警示标志及警戒线，设置专人每天对存放的放射源进行巡视，填写《现场巡视检

查表》，确认放射源的安全，如果有异常情况立即向辐射防护负责人进行汇报。遇台风

天气等恶劣情况，提前将源箱（罐）置于安全地点、对源箱（罐）采取点焊、捆绑等固

定措施，确保锁具牢固。测井作业完成后，通过船舶及车辆等工具将放射源暂存箱运回

建设单位源库内，并办理入库手续。

使用中子发生器测井的工作流程图见下图。

图

9-13 中子发生器测井工作流程图

污染源项描述

1．污染源分析

本项目涉及使用放射源及射线装置，具体如下。

（

1）放射源

① 中子测井源

Am-241/Be 中子源，半衰期 432a。Am-241 衰变产生最大能量为 5.486MeV 的α粒子

和最大能量为

0.059MeV 的γ射线，其中α粒子与 Be 原子核发生核反应，产生中子。En=1～

11.5MeV，平均 4.5MeV。

Pu-238/Be 中子源，半衰期 87.75a。Pu-238 衰变产生最大能量为 5.499MeV 的α粒子

和最大能量为

0.0435MeV 的γ射线，其中α粒子与 Be 原子核发生核反应，产生中子。

En=1～11.3MeV，平均 4.5MeV。

中子源的辐射特性如下。

表

9-1 中子源辐射特性表

核素

反应类型

半衰期

中子最大能

量，

MeV

中子平均能

量，

MeV

中子产额，

n·s-1·Bq-1

Am-241/Be

（

α，n）

432a

11.5

4.5

54.1×10-6

Pu-238/Be

（

α，n）

87.75a

11.3

4.5

54.1×10-6

参数取自《辐射防护导论》。

②

γ测井及刻度源

Cs-137 半衰期为 30.174a，主要的衰变方式为β-，能量分别为 0.514MeV（93.5%）

和

1.176MeV（6.5%）。Cs-137 衰变后生成 Ba-137m，其半衰期很短，仅为 2.55min，

放出

γ射线，能量为 0.662MeV。

③

α刻度源

Ra-226 半衰期为 1602a，主要衰变方式为α衰变。α衰变的主要能量为 4.785MeV

（

94.45%）和 4.602Mev（5.55%），γ射线能量主要为 0.186MeV（3.3%）。

Am-241 半衰期为 432.7a，主要衰变方式为α衰变。α衰变的主要能量为 5.486MeV

（

85.2%）和 5.443Mev(12.8%)，γ射线能量主要为 0.0595MeV（35.7%）。

Pu-238 半衰期为 87.75a，主要衰变方式为α衰变。α衰变的主要能量为 5.499MeV

（

71.1%）和 5.4565Mev（28.7%），γ射线能量主要为 0.0435MeV（0.039%）。

⑤ 氚靶

氚靶主要用作中子发生器靶核，为

H-3 放射源，H-3 的半衰期约 12.33a，主要的衰

变方式为

β-，能量为 0.01861MeV。

根据《放射源分类办法》，本项目涉及的放射源可分为

Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、Ⅴ类源。各类

放射源对人体健康和环境的潜在危害程度见下表：

表

9-3 放射源潜在危害程度及各类源数量一览表

类别

安全归属

类别描述

一期数量

（枚）

二期数量

（枚）

Ⅱ类

高危险源

没有防护情况下，接触这类源几个小时至几天可致人死亡

Ⅲ类

危险源

在没有防护情况下，结束这类源几小时就可对人造成永久性损伤，接触几天至几周也可致人死亡

Ⅳ类

低危险源

基本不会对人造成永久性损伤，但对长时间、近距离接触这些放射源的人可能造成可恢复的临时性

损伤

Ⅴ类

极低危险

源

不会对人造成永久性损伤

（

2）中子发生器

建设单位拟使用的

1 台中子发生器的电压为 100kV，靶流 160mA，中子强度

1.0×108n/s，每套中子发生器内部带有一个氚靶，为 3H 放射源，3H 密封在严密的包壳中，

其放射性活度为

3.25×1010Bq，属于Ⅴ类放射源。3H 的半衰期约 12.33a，主要的衰变方

式为

β-，能量为 0.0186MeV。

中子发生器在非工作状态只是一部带活度为

3.25×1010Bq 的 3H 密封源的射线装置，

在没有通电工作的状态下，除了 3

H 密封源产生的β射线，不会产生中子及其它的射线以

及辐射危害。

中子发生器工作时，发射

14.8MeV 快中子流，快中子流与被作用的核素发生非弹

性散射，热中子（

n，γ）反应产生的俘获γ射线。

综上所述，本项目放射源和中子发生器在陆上贮存、使用以及海上平台使用时均需

采取屏蔽措施进行辐射防护，以此减少放射源、中子发生器产生的辐射影响。若屏蔽防

护不当的话，会对周围的环境造成电离辐射影响，并对周围的辐射工作人员及公众的健

康造成一定的影响。

2．正常工况污染途径

本项目使用放射源、中子发生器开展测井作业，在贮存、刻度维保及海上平台测井

过程中，产生的环境影响具体如下：

（

1）辐射环境影响

① 放射源及中子发生器贮存

本项目使用的放射源均为密封源，放置在源罐中，放射源主要产生

α射线、β射线、

γ射线、中子，放射源外包壳及源罐对射线有一定的屏蔽作用，其中α射线、β射线射程

较短且容易被源容器屏蔽，

β射线产生的轫致辐射能量和剂量较低，故主要考虑穿过源

容器的

γ射线及中子射线。

中子发生器在没有通电时，仅为一部装有 3

H 放射源的源容器设备，不会产生中子

射线。3

H 放射源产生的β射线及β射线引起的轫致辐射经中子发生器包壳屏蔽后对外部

环境影响很小，可忽略不计。

② 刻度维保

在放射源刻度维保过程中，仪器源闸打开使射线穿出。维保间及内部操作室具有实

体混凝土墙体屏蔽，

α射线、β射线射程较短且容易被屏蔽，β射线产生的轫致辐射能量

和剂量较低，在此过程中主要考虑

γ射线和中子射线。

在对中子发生器进行刻度时，由于维保区域及操作区有足够的屏蔽，中子射线、俘

获及活化产生的

γ射线、感生放射性基本不会影响到屏蔽体外的工作人员，但在停机后

的一段时间内，一些材料可能受到中子照射而成为感生放射性材料，工作人员进入维保

区域时可能受到感生放射性辐射影响。

③ 海上平台测井

本项目海上平台距离海岸几百公里，除海上平台生活区外四周无环境敏感点。

使用放射源测井时，一般在放射源下到地下

100m 后开启仪器源闸出束，射线经岩

体、水体等屏蔽后对地面人员基本无影响。主要影响考虑地面搬运源罐、将源装入或取

出测井仪过程中的影响，此过程时间较短，

α射线、β射线基本被源容器屏蔽，β射线产

生的轫致辐射能量和剂量较低，主要考虑

γ射线和中子射线。

使用中子发生器测井时，由于 3

H 自然衰变时释放出β射线能量较低且穿透能力一

般，因此

β射线及β射线引起的轫致辐射经中子发生器包壳屏蔽后对外部环境影响很小。

主要考虑测井过程中的中子射线、俘获及活化产生的

γ射线、感生放射性，以及测井结

束后感生放射性影响。

（

2）废旧放射源

公司使用的放射源到一定时间后，不能满足技术或者规范要求，将退役成为废旧放

射源。根据计划，项目二期工程建设，则一期工程的放射源将会被淘汰报废。二期工程

建设后，公司拟

12 年更换一次，包括 35 枚放射源和 1 台中子发生器。另外在此期限内

偶尔也会有放射源因淘汰需提前报废，大约在

2 枚左右。

在淘汰放射源、中子发生器更换氚靶或报废时，建设单位必须妥善处理废旧放射源

及氚靶。建设单位与放射源、中子发生器的生产单位签订协议，本次评价的放射源、中

子发生器报废后将由原生产单位负责回收。如果因特殊情况无法返回生产单位的，将送

交具备相应资质的放射性废物集中贮存单位贮存，并承担相关费用。

在废旧放射源交回生产单位或者送交废旧放射源收贮单位贮存活动完成之日起二

十日内，报其所在地的省级人民政府环境保护主管部门备案。

本项目废旧放射源淘汰报废时及时处理，废旧放射源未处理前不新增放射源，保证

源库放射源数量控制在

35 枚。

（

3）非辐射环境影响

在

γ射线的照射下，空气吸收辐射能量，并通过电离作用产生臭氧和氮氧化物，本

项目源库、维保区域设有机械通风装置，通过机械通风，室内有害气体的量可以被降到

很低，几乎不会对人体造成危害。海上平台为开放工作场所，产生的臭氧和氮氧化物气

体很快会逸散到空气中，不会富集造成较大影响。

另外，本项目辐射工作人员会产生少量的生活污水和生活垃圾。

3．事故工况污染途径

通常情况下，放射源及射线装置使用过程中若不按规定进行操作可能出现事故，发

生事故的主要类型有：

（

1）放射源

① 放射源运输过程中可能会发生放射源丢失或被盗事故，产生辐射环境影响。

② 测井过程中，放射源要反复装载和卸载，外包壳应力变化较大，操作不当可能

会导致密封源包壳破裂而发生泄漏的事件。

③ 放射源在海上测井使用过程中含源的测井仪器在井内遇阻或遇卡等故障，或未

按照相关要求操作，对工作造成人员事故照射。

④ 现场测井时，因操作失误或设备故障致使放射源落入测井内，且未及时打捞。

⑤ 放射源运输过程中发生的交通运输事故，致使放射源破裂泄露。

（

2）中子发生器

① 操作人员供电操作失误或供电开关失控，使得中子发生器下井未到达预定深度

就通电开始发生中子，导致井上操作人员受到辐射照射。

② 测井结束后，操作人员未按照操作规程，在中子发生器断电后未到预定的停留

时间便将中子发生器升上平台，导致井上操作人员受到中子发生器部件感生放射性的辐

射照射。

③ 中子发生器因外因导致破坏，致使氚泄漏，使工作人员或公众受到辐射照射，

进一步可能造成放射性污染。

④ 中子发生器丢失或被盗，造成含源射线装置丢失事故。

⑤ 中子发生器运输过程中发生的交通运输事故，致使氚靶破裂泄露。

表

10 辐射安全与防护

项目安全设施

（

1）工作场所布局

1）放射源库总体布局

本项目放射源库位于浙江省舟山市定海区岑港街道涨茨村，主要存放各类测井用放

射源和各类测井仪器，具体布局见下图。

图

10-1 放射源库位置总平面布局图

2）维保刻度区域

本项目维保刻度区域位于生产厂房内西南，为单层钢结构厂房建筑。厂房顶棚高

9.94m，厂房墙面 1.2m 以下为 240 砖墙，1.2m 以上为 0.5mm 彩钢墙面板。维保刻度区域

长约

8.8m，宽约 6.2m。

图

10-2

维保刻度区域总平面布局示意图

本项目的设置充分考虑了周围的辐射安全，与周边环境保护目标距离控制在

50m，

在工作时将控制区范围内除辐射工作人员外的无其他关人员清空并实施警戒，工作场所

布局基本合理。

（

2）工作场所分区

为加强工作场所的管理，避免无关人员受到不必要的照射，应对项目场所划定控制区

和监督区，进行分区管理。《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（

GB18871-2002）中

控制区和监督区的定义如下：控制区为在辐射工作场所划分的一种区域，在这种区域内要

求或可能要求采取专门的防护手段和安全措施；监督区为未被确定为控制区、通常不需要

采取专门防护手段和安全措施但要不断检查其职业照射条件的任何区域。

①源库两区划分

结合定义与现场实际，本项目工作场所的控制区和监督区划分见表

10-1。

表

10-1 本项目源库控制区和监督区的划分

分区

控制区

监督区

源库

屏蔽墙体内放射性区域

控制区以外、源库

50m 评价范围内全部

区域

管理要求

控制区内禁止外来无关人员进入；当取源、

存源等作业时，控制区内无关人员不得滞留，辐射工作人员在进行日常工作时尽量不要在控制区内停留，以减少不必要的照射；以区域辐射监测系统及严格的管理制度保障此区的辐射安全；控制区的进出口及其他适当位置设置醒目的电离辐射警告

标志。

属于非放射性区域，除工作人员外，其他无关人员尽量不要在区域内停留。可不采取专门的防护手段安全措施，但要

定期检测辐射剂量

图

10-3

源库两区划分示意图

②测井两区划分

根据《放射性测井辐射安全与防护》（

HJ1325-2023）、《油气田测井用放射防护要

求》（

GBZ118-2020），如在场外进行刻度应设置控制区，控制区边界的周围剂量当量

率不应超过

2.5μSv/h。在没有专用屏蔽体时，应将距测试中子管不小于30m范围设置为控

制区。而对于其他例如测井等控制区和监督区并未作明确规定，为了降低对周边环境的

辐射影响，本次提出控制要求：控制区边界外空气比释动能率应低于

2.5μGy/h，具体控

制区和监督区划分如下。

根据计算，本项目放射源控制区与监督区划分如下：

控制区：以测井区向外延伸 48m 的区域；

监督区：控制区外100m评价范围内的区域。

表

10-2

本项目测井场所两区划分及防护措施

项目

工作过程

控制区

监督区

“两区”划分

范围

测井

控制区边界外空气比释动能率应低

于

2.5μGy/h

经过计算以测井区域向外延伸

48m

的范围区域

未被划入控制区的辅助设施区和其他需要对职业照射条件进行监督和评价的区域。

控制区（48m）范围外 100m 评

价范围内的区域

辐射防护措

施

测井

在控制区边界上用带子制作警戒线

围住控制区；在控制区边界上合适的

位置设置电离辐射警告标志并悬挂

清晰可见的

“禁止进入放射工作场

所

”标牌；测井期间应安排人员对控

制区边界进行巡逻，未经许可人员不

得进入边界区。

边界处应设置电离辐射警告

标志标牌，公众不得进入该区域；控制放射源传输的地点应

尽可能位于监督区内

图 10-4

测井两区划分示意图

③

维保刻度区域两区划分

根据《放射性测井辐射安全与防护》（

HJ1325-2023）、《油气田测井用放射防护要

求》（

GBZ118-2020），如在场外进行刻度应设置控制区，控制区边界的周围剂量当量

率不应超过

2.5μSv/h。在没有专用屏蔽体时，应将距测试中子管不小于30m范围设置为控

制区。本次提出控制要求：控制区边界外空气比释动能率应低于

2.5μGy/h，具体控制区

和监督区划分如下。

根据计算，本项目放射源控制区与监督区划分如下：

控制区：维保刻度区向外延伸 48m 的区域；

监督区：控制区外至100m评价范围内的区域。

本次维保刻度区域设置厂房周边环境不敏感，环境保护目标相对较少。设置位置位

于厂房南侧，尽量远离周边环境保护目标的一侧，控制区禁止公众人员进入。维保刻度

时间尽量控制在周边环境保护目标休息的时间，控制区内进行清场，可保证控制区无公

众人员的要求。

表

10-3

本项目维保刻度场所两区划分及措施要求

项目

工作过程

控制区

监督区

“两区”划分

范围

刻度

如在场外进行刻度应设置控制区，控制区边界的周围剂量当量率不应超过

2.5μSv/h。本

次维保刻度区域外

48m 范围外。

未被划入控制区的辅助设施区和其他需要对职业照射条件进行监督和评价的区域。

控制区外 100m 评价范围内区

域

中子管测试

及刻度

在没有专用屏蔽体时，应将距测试中子管不

小于

30m 范围设置为控制区。

辐射防护措

施

维保刻度

在控制区边界上用带子制作警戒线围住控

制区；在控制区边界上合适的位置设置电离

辐射警告标志并悬挂清晰可见的

“禁止进入

放射工作场所

”标牌；维保刻度期间应安排

人员对控制区边界进行巡逻，未经许可人员

不得进入边界区。

边界处应设置电离辐射警告标志标牌，公众不得进入该区域；控制放射源传输的地

点应尽可能位于监督区内

图 10-5

维保刻度区域两区划分示意图

（

3）辐射防护屏蔽设计

放射源库具体屏蔽情况见表

10-4。

表

10-4

放射源库屏蔽情况一览表

位置

名称

屏蔽防护情况

1#γ存放间

墙体

东、南、北：

150mm 混凝土+240mm 混凝土+5mm 铅板

西：

150mm 混凝土+240mm 混凝土+5mm 铅板/150mm 混凝土

+240mm 实心黏土砖+5mm 铅板

顶棚

150mm 混凝土+150mm 预制板+5mm 铅板（前室为 150mm 混凝土

+150mm 预制板）

防护门

内部移门为

8mm 铅门，房间门为 10mm 厚钢制门

2#γ存放间

墙体

东、南、北：

150mm 混凝土+240mm 混凝土+5mm 铅板/150mm 混

凝土

+240mm 实心黏土砖+5mm 铅板

西：

240mm 混凝土+5mm 铅板

顶棚

150mm 混凝土+150mm 预制板

防护门

移门为

8mm 铅门，与中子源库共用前室房间门为 10mm 厚钢制门

源柜

源柜里侧、最北侧和最南侧利用房间墙体，柜门侧墙体为

240mm

实心黏土砖，其它三侧墙体为

120mm 实心黏土砖，上下两层源柜

顶板均为

200mm 混凝土，源柜门为 10mm 厚钢制门

中子源库

墙体

北侧：

370mm 实心黏土砖+25mm 含硼聚乙烯板

南：

150mm 混凝土+240mm 混凝土+25mm 含硼聚乙烯板/150mm

混凝土

+240mm 实心黏土砖+25mm 含硼聚乙烯板

东、西：

240mm 混凝土+25mm 含硼聚乙烯板

顶棚

150mm 混凝土+150mm 预制板

防护门

移门为

25mm 含硼聚乙烯板，与 2#γ存放间共用前室房间门为

10mm 厚钢制门

源柜

源柜里侧、最北侧和最南侧墙体利用房间墙体，柜门侧墙体为

240mm 实心黏土砖，其它三侧墙体为 120mm 实心黏土砖，上下

两层源柜顶板均为

200mm 混凝土，上侧源柜顶板还铺设了 25mm

含硼乙烯板，源柜门为

10mm 厚钢制门

3#γ存放间

墙体

北：

150mm 混凝土+240mm 混凝土+5mm 铅板

南、西：

150mm 混凝土+240mm 混凝土+5mm 铅板/150mm 混凝土

+240mm 实心黏土砖+5mm 铅板

东：

240mm 混凝土+5mm 铅板

顶棚

150mm 混凝土+150mm 预制板+5mm 铅板（前室为 150mm 混凝土

+150mm 预制板）

防护门

内部移门为

8mm 铅门，房间门为 10mm 厚钢制门

测井仪存放间

墙体

150mm 混凝土+240mm 混凝土

顶棚

150mm 混凝土+150mm 预制板

防护门

普通防盗门

三废的治理

针对本项目，公司必须做到以下各项污染防治措施：

（

1）源库储源安全与防护措施

已有措施：

①现阶段源库已进行了屏蔽防护。源库内设有 5 间存放间。源库内 1 号和

3 号γ源存

放间分为前室和存放间，

2 号γ源存放间与中子源存放间共用一个前室。2 号γ源存放间东

南侧墙体处设置源存放格间，格间分为上下

2 层，每层 9 个，共计 18 个。中子源存放间

西北侧墙体处设置源存放格间，格间分为上下

2 层，每层 4 个，共计 8 个；1 号和 3 号γ

源存放间、测井仪存放间不设置单独的源存放格间，只放置支架进行存放。

②源库为独立建筑物，四周设有高

2.5m 高的混凝土实体围墙，源库内无非放射工作

人员居住、办公和放置易燃、易爆等其他危险物品，源库大门设有电离辐射警告标志及

中文说明。源库内有良好的照明和通风，并有足够的使用面积，辐射工作人员不在源库

内进食、饮水、吸烟等。

③源库内墙壁上设置了固定式辐射监测系统，在区域剂量超过设定阈值时，通过声

光报警通知工作人员。工作人员及时撤离并采取应急措施，避免受不必要的辐射照射。

④源库防护门采用双人双锁，围墙入口处设有值班室和警卫室。工作人员

24 小时值

班。

一期仍需完善措施：

①本项目源库贮源柜外表面设有标示所贮存放射源的源编码、核素种类、出厂活度、

出厂时间以及贮存、取出记录的标签。

②源罐便于搬运且放射源易于取出、放入，单源单罐并设有锁定装置；源罐的外表

面设有放射源编码、核素种类、出厂活度和出厂时间的标签，并印有醒目的电离辐射标

志和使用单位的名称；贮存能释放

β射线的放射性核素的贮存运输容器壁厚大于β射线在

该容器材料中的最大射程。本项目拟采用中子源源罐尺寸大致为Φ440

×550mm，采用

200mm 的含硼聚乙烯和 4mm 的不锈钢进行防护；

其他放射源源罐尺寸大致为Φ165

×262mm，

采用 65mm 的铅和 10mm 的不锈钢进行防护；放射源源罐表面 5cm 处的周围剂量当量率可

以满足《放射性测井辐射安全与防护》（HJ1325-2023）表 1 的要求，也可以满足《放射

性物品安全运输规程》（GB11806-2019）的要求。

③考虑到为了降低对环境及人员的影响，本次须对中子源上层源柜内部再加装 20cm

的含硼聚乙烯进行防护。

④源库的墙体、门窗的材料与结构具有防盗与防火功能。源库存取源操作措施分期

落实：一期工程源库贮存小于等于 185GBq 的中子源和小于 18.5GBq 的γ放射源，主要采

用人工的方式进行存取操作。中子管贮存于源库内

3#γ源存放间，并设置防盗装置。存

放间内无居住、办公场所，并且不会放置易燃、易爆等其他危险物品。存放间温度、湿

度等环境条件符合

SY/T5419 要求。中子管使用专用推车转运，能有效避免碰撞、摩擦。

⑤源库建立放射源出入库管理制度，钥匙由专人保管，双人双锁，建立台帐、出入

库记录，定期盘点，源罐出入库均使用仪器检测确认源罐中是否具有放射源并记录。

⑥源库出入需要经过授权审批后，库管和运输人员方可进出源库。源库出入口和警

卫室设置声光报警系统。源库出入口、源库内部、登记室门口设置视频监控设备，所有

视频信号送至放射源库的警卫室并预留接口至公司综合办公室，可实现源库周围全覆盖。

源库应实施

24 小时持续有效视频监控，视频录像记录保存时间不少于 90 天。报警装置

预留与当地公安

“110”联网。

⑦源库值班室作为源库的监控中心，设置视频监视和入侵报警管理平台，并安排工

作人员

24 小时值班。

⑧完善放射源验收、贮存、出入库、安全守卫、巡回检查、交接班检查等管理制度；

完善放射源出入库台账、废旧放射源处置等台账，并随所贮存放射源变化情况及时更新。

建立放射源验收、外来人员安全教育、出入库、巡回检查、交接班、人员(设备)出入库

区等记录。记录保存期不应少于 2 年。并建立各类档案进行管理。

⑨值班人员按巡回检查制度检查并填写巡回检查记录。对进入库区的外来人员进行

安全教育，填写外来人员安全教育记录和人员(设备)出入库区记录。

⑩加强退役辐射源的管理，废放射源由厂家或具有资质的单位回收，公司不得随意

处置。

二期仍需完善措施

①二期工程源库贮存大于 185 GBq 的中子源和大于 18.5GBq 的γ放射源，按照要求

配备机械提升与传送设备。

（

2）三期工程维保刻度区域安全与防护措施

① 维保刻度区域尽量远离周边环境保护目标。在工作时设置控制区，除辐射工作人

员外，清空控制区的其他人员，并关闭生产厂房门窗。边界设置警戒线或栅栏及电离辐

射警告标志，由专人值守。

②维保刻度区域设置声光报警出束提示装置，声光报警装置与中子发生器高压开关

连接，中子发生器处于通电出束状态时，声光提示报警。

③生产车间维保刻度区域设置多个视频监控，所有视频信号送至放射源库的警卫室

和综合楼监控室。

④在生产车间维保刻度区域设置固定式区域辐射监测系统，在区域剂量超过设定阈

值时，通过声光报警通知工作人员。工作人员及时撤离并采取应急措施，避免受不必要

的辐射照射。

⑤中子管刻度在维保刻度区域进行，设置

30m 的控制区，边界设置警戒线或栅栏及

电离辐射警告标志，由专人值守。配备

1 个中子刻度筒，刻度筒长约 3m，直径约 1m，

筒中心有

1 个中心孔用于插入中子发生器进行刻度，筒外壳为钢制，筒中装有纯净水。

⑥进行更换放射源外壳、密封圈或盘根等特殊操作时，采用专用操作工具和防护屏

蔽（

10mm 铅屏风）等设备，保证防护屏蔽靠人体一侧的周围剂量当量率小于 lmSv/h。

应先使用模拟源进行熟练操作后再对真源进行操作。操作人员应佩戴个人剂量报警设备，

轮流操作，减少操作时间。

⑦搬运或传递放射源的工具使放射源与人体间保持适当的距离，不应徒手操作放射

源。无机械化操作时，根据源的不同活度，使用符合下列要求的工具：

a)大于等于 185GBq（5 Ci）的中子源和大于等于 18.5GBq（0.5Ci）的γ源，操作工

具柄长不小于 100cm；

b)小于 185 GBq 的中子源和小于 18.5GBq 的γ源，操作工具柄长不小于 50cm。

⑧放射工作人员须正确佩戴个人剂量计及剂量报警装置。

（

3）一、二、三期工程运输转移中的辐射安全和防护措施

放射源的运输转移应满足《放射性物品运输安全管理条例》、《放射性物质安全运

输规程》（

GB11806-2019）、《放射性测井辐射安全与防护》（HJ1325-2023）、《密

封放射源及密封γ放射源容器的放射卫生防护标准》（

GBZ114-2006）等的规定要求。

本项目在源库与海上平台之间的运输委托有资质单位进行，在源库和维保刻度区域间的

转移由公司辐射工作人员完成。

①放射源外部运输时，放射性包装和运输工具符合

GB11806 的规定。运源车配备随

车放射检测仪器、随车记录及运输说明书，随车记录具有所运放射源编码、核素种类、

出厂活度、出厂时间、装车及卸车时间、装车及卸车检测记录、运输及驻留记录等信息。

运输说明书应包括放射性物品的名称、数量、物理化学形态、所属放射源类别、最大活

度、辐射类型、货包类别、运输指数等内容。Ⅲ类及以上放射源的运源车应安装有行驶

记录功能的卫星定位设备。

②放射源置于源罐中，再放入源箱中进行运输。本项目拟采用中子源源罐尺寸大致

为Φ440

×550mm，采用 200mm 的含硼聚乙烯和 4mm 的不锈钢进行防护；其他放射源源罐尺

寸大致为Φ165

×262mm，采用 65mm 的铅和 10mm 的不锈钢进行防护；放射源源罐表面 5cm

处的周围剂量当量率可以满足《放射性测井辐射安全与防护》（HJ1325-2023）表 1 的要

求，也可以满足《放射性物品安全运输规程》（GB11806-2019）的要求。

③运源车辆配备装载货包的专用货箱，采取固定运输容器的措施，具备防盗防丢失

报警功能，车辆和运输容器的警示标志要求醒目，应符合 GB 11806 要求，对货包作标

记、贴标签和挂标牌。运源车辆经过辐射屏蔽改造，在运输时进行监测，运源车内外由

中子、

γ 射线导致的周围剂量当量率之和满足《放射性测井辐射安全与防护》

（HJ1325-2023）等相关标准要求后方可开展运输工作。

④运输时指定专人负责放射源的安全。运输作业完成后，由运输人员会同转运或维

保刻度人员或库管人员共同确认放射源的情况。

⑤放射源运输车辆不混装易燃、易爆等危险品，运源车应配备防盗报警装置，防止

密封源丢失、颠翻散落或被盗等。

⑥放射源运输车辆应定期进行维修和保养。

⑦建设单位根据工作场所位置制定最优化运输路线，放射源从源库出库，放入放射

源暂存箱后装入运输专车，并通过指定路线进行运送，不得随意变更路线。

⑧运输的安全性

密封放射源贮存在专用的运输车辆内，并建有完善的贮存、保管和领用制度，严格

供应登记和检查验证手续。贮存车辆实施配备有效的防火、防水、防盗、防泄漏的安全

防护措施，并指定专人负责保管。

（

4）三期工程源箱暂存区防护措施

进行海上油气测井时，本项目拟利用海上平台上已设置源箱进行放射源的暂存。设

置的源箱暂存区一般位于海上平台工作区的船舷桩腿处，源箱周围设置辐射安全警告标

志并拉警戒，

24 小时监控，并派专人定期巡查，源箱外的剂量当量率小于 2.5μSv/h。源

箱设置双人双锁管理，并做好贮存、领用等记录。

（

5）三期工程海上测井作业的辐射安全和防护措施

① 海上油气测井作业前应制定详细的作业计划，对海上油气测井地点及其现场状

况、作业时段、所用警示标志及信号等进行确认。作业前应通过平台管理方做好事前安

排，将开展测井作业的时段、地点等信息充分告知作业区域附近的一般工作人员。

② 开展测井作业前，需再次对作业区域进行检查，同时采取声、光预警方式提醒无

关人员撤离，确保没有无关人员在作业区域内逗留。

③ 测井作业期间，放射工作人员须正确佩戴个人剂量计及剂量报警装置。

④ 作业开始前应根据估算和经验划定并标志出控制区和监督区边界，在作业期间要

借助剂量率仪进行检测或修正；划定后，在控制区边界上设置警戒线和警告标志并采取

警告措施，所有入口用电离辐射警示牌标明，防止无关人员进入边界以内的操作区域。

⑤搬运或传递放射源的工具使放射源与人体间保持适当的距离，不应徒手操作放射

源。无机械化操作时，根据源的不同活度，使用符合下列要求的工具：

a)大于等于 185GBq（5 Ci）的中子源和大于等于 18.5GBq（0.5Ci）的γ源，操作工

具柄长不小于 100cm；

b)小于 185 GBq 的中子源和小于 18.5GBq 的γ源，操作工具柄长不小于 50cm。

⑥为预防海上油气测井作业过程中出现放射源遗失等辐射事故，注意以下问题：

A.领用测井放射源时，应对源容器进行放射性水平测量，确认放射源在源容器内；

B.作业时确保至少 2 名参与作业的放射工作人员同时在场；C.装卸测井源时，将导管固井井口盖好；D.卸载测井源前，应对源容器进行目测检查，确认容器无损坏，卸载测井源后，应

使用辐射剂量监测仪对源容器进行检测，确认放射源回到源容器内，确认后由监测人员

在检查记录上签字。

⑦中子发生器从井口进入地平面

10m 以下后方可发射中子。中子发生器回收时，应

在地平面

10m 以下关闭，中子发生器出井后应由放射工作人员进行擦拭清理，回运过程

中距离人员应大于

1m。

（

6）其他辐射安全防护措施

① 源库、维保刻度等作业场所控制区、监督区醒目位置粘贴“当心电离辐射”、“禁

止入内”、“禁止停留”、“必须穿防护服”、“必须戴防护眼镜”等警示标志。源库、

维保刻度等作业场所在醒目位置设置公告栏，公布有关放射性职业危害防治的规章制度、

操作规程和危害因素监测结果。

② 放射源库整体围墙顶部加装向外倾斜

45°拉紧的标准带刺铁丝网护顶以防止外人

不法侵入。

③建设单位配备

1.5m 的专用长柄操作工具，满足《油气田测井放射防护要求》

（

GBZ118-2020）中“大于等于 185GBq（5Ci）的中子源和大于等于 18.5GBq（0.5Ci）

的

γ源，操作工具柄长不小于 100cm”的要求。

④建设单位应配备应急物资，包括：a）应急处理工具（如长柄钳等）；b）个人防

护用品（如铅衣、辐射报警仪等）；c）电离辐射警告标志和标识线；d）应急放射源屏

蔽材料或容器；e）消防和通讯设施、设备。

⑤发生放射源落井时，应根据现场情况确定科学、合理的打捞方案，采取可行的安

全打捞措施，避免放射源破裂。打捞失败时，应进行封井处理，安装永久性的识别牌（海

上平台落井情况除外）。

⑥建设单位拟配备

1 块铅当量不低于 10mm 的移动铅屏风，并规定辐射工作人员在

操作时，须正确佩戴铅橡胶衣、铅橡胶帽子、铅玻璃眼镜等个人防护用品，以进一步降

低辐射工作人员受照剂量。

（

7）放射性废物管理和防护措施

本项目不产生放射性废液、放射性废气。Am-241/Be、

Pu-238/Be、Cs-137、Am-241、

Ra-226、Pu-238 放射源以及中子管（靶核为 H-3 放射源）在使用一定时间后将不能满足

工作需要，需要进行报废处理，放射源及射线装置在报废后由生产厂家回收处置。如果

因特殊情况无法返回生产厂家，将送交具备相应资质的放射性废物集中贮存单位贮存，

并承担相关费用。

根据《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》的相关规定，在废旧放射源

交回生产单位或者送交废旧放射源收贮单位贮存活动完成之日起二十日内，报其所在地

的省级人民政府环境保护主管部门备案。

（

8）异地作业备案

本项目放射源要到外省、自治区、直辖市进行测井作业时，根据《放射性同位素与

射线装置安全和防护条例》（国务院令第

449 号）、《放射性同位素与射线装置安全许

可管理办法》（环保总局令第

31 号），公司应当于活动实施前 10 日内向使用地省生态

环境厅备案，再书面报告浙江省生态环境厅，并接受使用地环境保护主管部门的监督管

理。使用单位应当在活动结束后

20 日内到使用地省生态环境厅办理备案注销手续，并书

面告知浙江省生态环境厅。

（

9）存放放射源单位职责

①存放放射源单位需持有辐射安全许可证，浙江省外其他省份（自治区、直辖市）

在浙江省内使用放射源的，要到浙江省生态环境厅进行备案，并按照相关规定进行放射

源的运输。

②存放放射源单位应向建设单位申请放射源入库，并按照建设单位管理细则提交领

取、归还放射源的手续。

③确保入库的放射源可满足《放射性测井辐射安全与防护》

(HJ1325-2023)的要求。

④建立存放放射源单位所有放射相关工作人员辐射安全培训档案、个人剂量档案以

及个人职业健康档案。

⑤放射源储存过程中，如接到建设单位应急处置需求，应立即响应应急，配合建设

单位完成储存过程中的应急事故处理。

（

10）事故防范措施

为减少事故发生，本项目运行期应采取以下防范措施：

①建设单位内部加强辐射安全管理及检查，增强辐射工作人员安全意识，应定期组

织辐射工作人员进行辐射安全和防护知识教育培训，并进行考核，考核合格后方可上岗；

②严格执行辐射安全管理制度，防止放射源的非预期使用；定期对场所内的实体防

卫设施及摄像监控系统等各个安全设施进行有效性检查，防止人员误入或滞留；

③明确放射源的台帐管理，详细记录放射源的存取情况，做好资料保存，定期进行

核查；

④加强辐射事故应急演练工作，过程中若发生意外应及时上报公司领导层及监督管

理部门；

⑤工作场所内不得存放易燃、易爆等其他危险品，避免火灾事故的发生；

⑥密封放射源在测井过程中，为防止发生放射源落井失控事故，在放射源安装以及

装卸放射源时应封闭井口，操作人员严格按照操作规程认真操作。如发生密封放射源落

井事故，公司立即启动应急预案，上报相应管理部门，并聘请专业打捞队伍对落井放射

源进行打捞。

⑦中子管测井仪出现故障时，应联系厂家进行维修更换，严禁私自维修和打开中子

管。

⑧中子管测井仪测井前，必须划定控制区，认真检查中子管测井仪安装状态、电缆

连接情况，下井达到预定深度后方可接通电源。

⑨放射工作人员操作时应佩戴个人剂量计。

⑩及时更新完善应急预案。

（

11）辐射防护与环保投资

本项目辐射防护与环保投资主要用于辐射防护屏蔽、购买个人剂量报警仪、个人剂

量计、个人防护用品等，环保投资总计约

196.8 万元，约占总投资的 54.7%，详见下表。

表

10-5

辐射安全设施及环保投资估算一览表

项目

辐射安全防护设施

数量

费用

（万元）

备注

屏蔽措施

放射源库围墙

利用现有

源库实体屏蔽

利用现有

源库实体屏蔽加强，在中子源库源柜上

方增加

20cm 的含硼聚乙烯

约

4m2

一期源库

机械提升与传送设备

1 套

二期源库

防护用品

个人剂量计及剂量检定

12 个

个人剂量报警仪

4 个

铅衣

12 件

铅眼镜

12 付

铅屏风

2 个

监测仪表

源库内区域辐射监测系统（包括区域环境监测报警仪和声光报警装置、区域监

测主机等）

利用现有

维保刻度区域辐射监测系统（包括区域

环境监测报警仪及其就地处理显示和

声光报警装置、区域监测主机等）

3 套

6.0

维保刻度区域新增

便携式

γ辐射剂量率仪

3 台

表面污染仪器

3 台

中子剂量当量仪

3 台

管理措施

放射源管理系统

1 套

电离辐射警告标志、工作状态指示灯、

声光报警装置

2 套

3.5

维保刻度及测井、运输

新增

红外及摄像监控系统，视频接入

2 套

3.0

源库及维保刻度新增

其他设施

专用长柄工具

若干

1.5

根据实际情况配备

运输车辆

1 辆

进行屏蔽防护

专用运输推车

2 个

1.8

转运放射源

后续监测管理

竣工环保验收

辐射监测

合计

196.8

今后建设单位在项目实践中，将结合实际情况对环保设施予以补充，使之更能满足

实际需要。同时建设单位应定期对辐射安全防护设施、监测仪器等进行检查、维护。

（

12）治安防范措施综合要求对照

根据《剧毒化学品、放射源存放场所治安防范要求》（

GA1002-2012），本项目放

射源库存放

II、Ⅲ、Ⅳ、Ⅴ类放射源，治安防范级别属于二级，治安防范要求包括人力、

实体和技术，对照一览表详见表

10-6。根据表 10-6 对照，本项目放射源暂存库在落实

相应的防范设施后能满足相关要求。

表

10-6

《剧毒化学品、放射源存放场所治安防范要求》对照表

规范要求

落实情况

符合性分

析

值守人员应认真履行岗位职责，对进出存放场所人员进行检查，制止非法侵入；应严格

执行交接班制度，并有记录。

建设单位已安排

2 名值守人员，将严

格按照要求定期进行检查。

符合

保卫值班室应

24h 有专人值守。值守人员应

每两个小时对存放场所周围进行一次巡查，

巡查时携带自卫器具。

源库值班室

24h 有人值守，后期源库

将每

2h 巡查一次，并携带自卫器具。

符合

放射源应单独存放，不得与易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放。应由专人保管，并做好贮存、领取、使用、归还情况的登记，登记资料至少保存

1 年。含放射源装置暂停使

用期间，应存放在专用仓库内。

本项目放射源位于源罐内，统一存放入源库，不与易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放。本项目由辐射工作人

员专门负责射源库管理。

符合

存放场所（部位）应设置明显的剧毒、电离

辐射警告标志。警告标志应符合

GB18871 的

要求

建设单位已设置电离辐射警告标志。

符合

一、二级风险的库房墙壁应采用混凝土墙或

实心砖墙建造，墙壁厚度应不小于

250mm；

顶部应采用现浇钢筋混凝土或钢筋混凝土楼

板建造，厚度应不小于

160mm。

本项目放射源暂存库外墙为

240mm

混凝土

/砖墙+150mm 混凝土，屋顶

为

150mm 混凝土+150mm 预制板，

满足要求。

符合

库房出入口、保卫值班室出入口和监控中心

出入口应设置防盗安全门。

本项目源库各存放间、值班室和监控

室出入口已设置防盗安全门。

符合

库房出入口应设置出入口控制装置；库房窗口、通风口应设置入侵报警装置和视频监控装置，监视及回放图像应能清楚辨别人员的体貌特征；监控中心和保卫值班室宜合用，

应为专用工作间。

源库有专人看守，出入口将设置控制装置。源库内除了值班室外，放射源存放间未设置窗户。整个源库将设置

入侵报警装置。存放间内有视频监

控。监控汇总至保卫值班室。

符合

视频图像应实时记录，记录保存时间应不少

于

30 天。

项目运行后视频图像将实时记录，记

录保存时间不少于

30d。

符合

（

13）与《放射性测井辐射安全与防护》(HJ1325-2023)的符合性分析

本项目与《放射性测井辐射安全与防护》

(HJ1325-2023)的符合性分析见下表，根据

分析，本项目能够满足《放射性测井辐射安全与防护》

(HJ1325-2023)的要求。

表

10-7

与《放射性测井辐射安全与防护》

(HJ1325-2023)的符合性分析

规范要求

落实情况

符合性

源库应建在场地稳定、地质条件较好的地段，

避开危险性、爆炸性物品经营、贮存场所。

源库位于山脚，位置较为独立，公司已对边坡进行治理，稳定性可以

满足要求

符合

源库内应根据需要设置安全可靠的贮源坑、贮源柜、贮源箱、放射性废液容器等专用贮存设施，测井放射源、非密封放射性物质及废旧放射源、放射性废物应分别暂存于不同标识和编

号的贮存设施内。

源库内设有贮源柜，放射源存放于

不同标识和编号的贮存设施内。

符合

源库内应有良好的照明和通风，人员进入前应

通风

源库内有良好的照明和通风，人员

进入前会进行通风。

符合

源库门应安装声光防盗报警装置，并设置电离

辐射警告标志。

源库门安装声光防盗报警装置，并

已设置电离辐射警告标志。

符合

源库墙体、门窗、室顶等屏蔽体外

30 cm 处周

围剂量当量率小于

2.5 μSv/h。墙体、门窗的材

料与结构要具有防盗与防火功能。

进行屏蔽后，根据计算，源库墙体、门窗、室顶等屏蔽体外

30 cm 处周

围剂量当量率能够小于

2.5μSv/h。

符合

源库区宜纳入放射性测井单位的消防和安防

系统，配置消防设施、设备，设置照明系统和视频监控系统，监控范围应覆盖库区围墙四周及出入口、库区和源库内，能明确辨识被摄录人员、车辆和其他主要设施。视频录像记录保

源库区配置消防设施、设备，设置照明系统和视频监控系统，监控范围覆盖库区围墙四周及出入口、库区和源库内，能明确辨识被摄录人员、车辆和其他主要设施。视频录

符合

存时间不少于

90 天。

像记录保存时间在

90 天以上。

应建立放射源与非密封放射性物质出入源库

管理制度。源罐出入库时，应使用检测仪器确认放射源是否置于源罐中；当贮源坑、贮源柜、贮源箱内增加放射源与非密封放射性物质时，

应及时监测其表面辐射水平变化情况。

已建立出入库管理制度，进行台账登记管理。源罐出入库时，使用检

测仪器确认放射源是否置于源罐

中；当贮源柜内增加放射源时，监

测其表面辐射水平变化情况。

符合

放射源源罐应便于放射源的取出、放入操作；源罐外表面应有标明源罐编号、核素名称、活度的标签，并印有明显的电离辐射警告标志。

放射源源罐表面

5 cm 处的周围剂量当量率按

照表

1 的控制值执行。

本项目采用放射源专用源罐，源罐

表面

5 cm 处的周围剂量当量率能

够满足表

1 的控制值要求。

符合

中子发生器测试、刻度宜在专用的屏蔽体内进行，可使用符合屏蔽要求的屏蔽介质，也可使

用深度大于

10 m 的专用地下测试井。没有专

用屏蔽体时，应将距测试中子发生器不小于

m 范围设置为控制区，边界应设置警戒线或栅

栏及电离辐射警告标志，由专人值守。

中子发生器测试、刻度没有设置专用屏蔽体，将距测试中子发生器不小于

30m 范围设置为控制区，边界

设置警戒线或及电离辐射警告标

志，由专人值守。

符合

中子发生器到达井下指定位置后，方可打开电

源。中子发生器回收时，须确保断电

20 min

后人员方能接近仪器。

中子发生器在测井时到达井下指定位置后，再打开电源。中子发生器回收时，确保断电

20min 后人员再

接近仪器。

符合

表

11 环境影响分析

建设阶段对环境的影响

本项目涉及的工作场所包括源库、维保间、海上平台。

源库为已建成的建筑并已进行了屏蔽防护，基本不存在施工期环境影响。后期根据不

同的放射源的储存，会进行一些相应的改造，主要涉及到机械提升与传送设备的安装及一

些配套的改造等。

本项目建设内容主要为利用现有厂房进行维保工作，按作业性质具体分为：① 改建

维保区域，加装防护，安装固定式区域辐射监测系统；② 电气接入，监控及巡查系统接

入控制；③ 清理现场等。建设施工过程无辐射环境影响。

建设阶段产生的污染物主要包括施工扬尘、生活污水、噪声、固体废物等。

（

1）大气环境影响

施工期扬尘主要来源于施工产生的扬尘以及建筑材料的现场搬运及堆放、施工垃圾的

清理及堆放等，但这些方面的影响仅局限在施工现场附近区域，建设单位拟通过局部洒水

或者加强通风措施减少对环境和公众的影响，在施工结束后即可完全消除。

（

2）水环境影响

施工期废水主要包括施工人员产生的生活污水，拟利用建设单位内部卫生间。

（

3）噪声环境影响

施工过程中将产生不同程度的噪声。本项目施工期较短，建设单位拟合理安排施工作

业计划，优先使用低噪声施工工艺和设备。因特殊需要必须连续施工作业的，拟取得地方

人民政府住房和城乡建设、生态环境主管部门或者地方人民政府指定的部门的证明，并在

施工现场显著位置公示或者以其他方式公告附近居民。

（

4）固体废物环境影响

施工期固体废物主要包括建筑垃圾、废包装物和施工人员生活垃圾。废包装物能回收

的委托物资回收公司进行回收，不能回收的部分和建筑垃圾一起运送至政府指定的场所进

行处理处置；施工人员生活垃圾经分类收集后，由环卫部门统一清运处理。建设单位拟在

固体废物在清运的同时做好清运工作中的装载工作，防止在运输途中散落。

本项目建设阶段的环境影响是暂时性的，待施工结束后，受影响的环境因素大多可以

恢复到现状水平。

源库和维保车间在建设时不会存储放射源，故不会对周边产生辐射照射。

运行阶段对环境的影响

（

1）放射源及射线装置陆上贮存及转移的辐射环境影响分析

本项目一期和二期主要涉及放射源及射线装置的储存。一期项目主要涉及到的放射源

属于小于等于

185GBq 的中子源及小于等于 18.5GBq 的γ源以及其他放射源、射线装置的

贮存；二期项目对应的放射源主要涉及大于

185GBq 的中子源及大于 18.5GBq 的γ源，另

外还包括其他放射源及射线装置的贮存。两期项目的区别主要为中子源和

γ源活度的大小，

二期项目中子源和

γ源活度大于一期，本次计算保守考虑，按二期项目对源库进行核算。

1）放射源在源库内贮存及转移情况

①放射源在源库内贮存

放射源在源库内设贮源柜和贮源架贮存，源库设置

8 个中子源贮源柜，贮源柜具体尺

寸见下表。

表

11-1

贮源柜尺寸一览表

名称

最北侧源柜

中间源柜

最南侧源柜

中子源

长

1770mm×宽 1000mm×

高

900mm（上下 2 个）

长

1000mm×宽 1000mm×

高

900mm（上下 2 个×2）

长

1000mm×宽 1000mm×

高

900mm（上下 2 个）

2#γ贮存间

贮源柜尺寸

长

1200mm×宽 1000mm×

高

900mm（上下 2 个）

长

1000mm×宽 1000mm×

高

900mm（上下 2 个×7）

长

1060mm×宽 1000mm×

高

900mm（上下 2 个）

放射源在源库内各存放间的存放位置主要见图

11-1~4。图中放射源标注活度上面一

排为二期活度，下面一排为一期活度，如只有一组数据则一期和二期活度相同。

图

11-1

1#γ源存放间放射源（源架）储存位置图

东

图

11-2

2#γ源存放间放射源（贮源柜）储存位置图

图

11-3

中子源存放间放射源（贮源柜）储存位置图

图

11-4

3#γ源存放间放射源（源架）储存位置图

②放射源及射线装置的转移

东北

南

西

本项目建设单位主要负责放射源及射线装置由源库与维保刻度场区之间的运送过程。

每次固定由

2 名专职辐射转移工作人员负责此短距离的放射源及射线装置的转移及相关

的装卸工作。放射源及射线装置源库与海上平台之间的运送工作将委托专业有资质单位进

行运送。

2）计算公式及参数

①计算公式

A、γ射线γ射线辐射影响预测引用《辐射防护手册》第三分册γ剂量估算公式（1），计算出无

屏蔽情况下距离

γ源 R 米处的照射量率：

……………………………………（11-1）

式中：

X——无屏蔽防护时，距离γ源 R 米处的照射量率，R/h；

A——γ 放射源的活度，Ci；

Γr——放射性同位素的照射率常数，

；

R——参考点到γ放射源的距离，m。

在空气中

1R=8.69×10-3 焦耳/千克（J/kg），根据吸收剂量单位换算关系，故空气的吸

收剂量率

D（µGy/h）的计算公式为：

……………………………………（11-2）

当量剂量是平均吸收剂量与辐射权重因子的乘积，本次

γ射线的辐射权重因子为 1。

剂量当量是组织中某一点处的吸收剂量和品质因数的乘积，本次品质因子为

1。

根据《辐射防护基础》

P131：减弱倍数 K=H0/H；P133：K=2n=2L/HVL，则经过屏蔽材

料屏蔽后剂量率



= H



•2-（L/HVL）。

根据空气比释动能率与距离的平方成反比的关系推导出：



= H



•R02/R2•∏ 2-L/HVL……………………………（11-3）

式中：



0——距源

R0 米处的剂量率，μSv/h。

R0——参考点与放射源的距离，m；源罐载源时取 0.05m。R——为计算点与放射源的距离，m；



——

为距源

R 米处的剂量率，μSv/h。

L——某屏蔽层厚度，mm。HVL——γ射线或中子的某屏蔽层的半值层厚度，mm;∏ ——不同屏蔽层的共同作用以相乘来表达。B、中子根据《辐射防护手册》（第三分册）

P33，中子剂量当量率为：



中

=S•dH/(4πR2)……………………………（11-4）

式中：



中

——中子距离源 R 处的剂量当量率，Sv/s；

S——中子源强，n/s；S=Ay，A 为中子源活度，Bq；y 为中子产额，s-1•Bq-1；R——为计算点与源的距离，cm；dH——中子注量率-剂量当量转换系数；

根据《辐射防护手册》（第一分册）

P542，经过屏蔽后中子剂量当量率计算采取下

式：



中

=0.13Sf×10-2/(4πR2)……………………………（11-5）

式中：



中

——距源 R 米处的剂量率，mSv/h；

0.13——（a，n）源中子通量-剂量当量转换系数；f——中子剂量减弱因子；几种典型材料的中子剂量减弱因子近似公式为：水 f=e-0.11t；

普通混凝土

f=e-0.083t ；铁 f=e-0.063t ；铅 f=e-0.042t ；其他高氢材料可近似为

，

t 为材料厚度，cm；

S——中子源强，n/s；S=Ay，A 为中子源活度，Bq；y 为中子产额，s-1•Bq-1R——为计算点与源的距离，cm。C、β射线

根据《辐射防护手册》（第三分册）

P23 公式，计算放射源产生的β射线在铅、砖、

混凝土、组织、钢中的射程：

max









…………………………（式

11-6）

式中：

d——β射线最大射程对应的防护厚度，cm。当屏蔽材料的厚度大于等于β射线

最大射程对应的防护厚度时，即可将

β射线完全屏蔽；

max



——

β射线的最大能量，MeV；

ρ——屏蔽材料的密度，g/cm3。D、辐射工作人员及公众剂量估算

根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（

GB18871-2002）附录 B1.3.3、附录

J4.13、J4.17 和《辐射防护基础》（李星洪主编）公式 2.35 可得人员年受照剂量估算公式

如下：

H H t T





   

…………………………（式

11-7）

式中：

H——年受照剂量，mSv/a；



——有用线束、散射线、漏射线在剂量关注点处造成的周围剂量当量率，

μSv/h；

t——年出束时间，h/a；10-3——μSv 转换为 mSv 的剂量转换系数；T——居留因子。

②计算参数

本项目主要涉及中子源、

γ源、α源和中子发生器的贮存，放射源的能量、照射率常数

及半值层厚度等参数见表 11-2；中子源的能量，产额以及半值层厚度等参数见表 11-3。

表

11-2

γ射线剂量当量率计算所涉及参数一览表

序号

核素

γ射线能量

(MeV)

混凝土

(ρ=2.2g/cm3)

半值层（

mm）

铅

(ρ=11.4g/cm3)

半值层（

mm）

钢

(ρ=7.8g/cm3)

半值层（

mm）

照射率常数

241

Am/Be

0.059

12.7

0.16

1.1

1.4×10-2

238

Pu/Be

0.043

0.09

0.7

0.844

238

0.043

0.09

0.7

＜

1.0×10-4

137

0.662

0.328

241

0.059

12.7

0.16

1.1

1.4×10-2

226

0.186

41.3

1.21

6.7

0.844

注：

γ射线半值层取值参考《辐射防护手册第三分册》P30 表 2.12。

照射率常数参考《辐射防护基础》

P88 表 4-1。

表

11-3

中子剂量当量率计算所涉及参数一览表

序号

核素

中子射线平均

能量

(MeV)

混凝土

(ρ=2.2g/

cm3)半

值层

(mm)

聚乙烯

(ρ=11.4g

/cm3)半

值层

(mm)

中子产

额

y，

×10-6S-1

•

Bq-1

中子源发射率为

106S-1，

距离

1m 处的

γ照射量率，×10-7

C•kg-1•

h-1

Sv/(n/cm2)

备注

241

Am/Be

4.5

100

54.1

＜

2.58

3.49E-10

238

Pu/Be

4.5

100

54.1

＜

1.29

3.52E-10

参照

241

Am/

注：中子射线的半值层取值参考《辐射防护手册第三分册》

P35 表 2.14。

中子平均能量，产额、照射量率参考《辐射防护导论》

P138。

剂量估算时，不同场所与环境条件下的居留因子参考取值如下表。

表

11-4

不同场所与环境条件下的居留因子

居留

居留因子

场所

全居留

控制室、办公室、邻近建筑物中的驻留区

部分居留

1/2~1/5

走廊、休息室、杂物间

偶然居留

1/8~1/40

厕所、楼梯、人行道

3）源库辐射环境影响分析

本项目主要涉及中子源、

γ源、α源和中子发生器的贮存，α射线穿透能力很低，外照

射影响较小，可忽略不计，故只考虑放射源的

γ射线外照射剂量率和中子当量剂量率。

①贮源柜表面剂量率

A、中子源贮源柜外表面 0.3m 处剂量率估算

中子测井源单源单柜贮存，源存放在源罐内再存入贮源柜，贮源柜柜门为 10mm 厚钢

制门，柜门侧墙体为 240mm 实心黏土砖。根据《放射性测井辐射安全与防护》

（HJ1325-2023）

表 1，中子测井源（按

238Pu/Be 放射源最大活度 24Ci 计）源罐载源时表面 5cm 处γ周围剂

量当量率控制值不大于 2mSv/h，中子周围剂量当量率控制值不大于 10mSv/h。根据周围剂

量当量率与距离衰减的关系，源柜门外表面 0.3m 处的周围剂量当量率按公式进行估算：

表

11-5

中子源存放间源柜表面周围剂量当量率

序号

放射源

最大活度

（

Bq）

γ剂量当量率

（

μSv/h）

中子剂量当量率

（

μSv/h）

源柜表面剂量当

量率

（

μSv/h）

限值要求

源柜门

外

30cm处

源柜门侧墙体

外

30cm处

源柜门

外

30cm处

源柜门侧墙体

外

30cm处

源柜门

外

30cm处

源柜门侧墙体

外

30cm处

1 241Am/Be 6.66E+11

0.45 8.28E-12 46.23

18.97

46.68

18.97

《油气田测井放

射防护要求》

（

GBZ118-2020）

中源库内放射源贮源坑防护盖表面（或贮源箱表

面）

30cm 处周围

剂量当量率不应

超过

100μSv/h

2 238Pu/Be 8.88E+11 0.012 1.66E-19 61.64

25.30

61.65

25.30

238

1.48E+10 1.43E-03 1.92E-20

1.43E-03 1.92E-20

注：由于源柜上下左右紧邻无缝隙，下层源柜位于地面无缝隙，且最外侧的源柜直接采用房间墙体作为防护，本次源柜表面只计算源柜门一侧周围剂量当量率。

根据估算可得，本项目中子源存放间源柜外表面

0.3m 处最大周围剂量当量率满足《油

气田测井放射防护要求》（

GBZ118-2020）中源库内放射源贮源坑防护盖表面（或贮源箱

表面）

30cm 处周围剂量当量率不应超过 100μSv/h 的要求。

B、γ源源柜外表面 0.3m 处剂量率估算γ测井源单源单柜贮存，γ源贮源柜柜门为 10mm 厚钢制门，柜门侧墙体为 240mm 实

心黏土砖。根据《放射性测井辐射安全与防护》（

HJ1325-2023）表 1，γ测井源（Cs-137

放射源最大活度

2.5Ci，>18.5GBq）源罐载源时表面 5cm 处γ周围剂量当量率控制值不大

于

2mSv/h，其他γ测井源（≤18.5GBq）源罐载源时表面 5cm 处γ周围剂量当量率控制值不

大于

1mSv/h，根据式 11-3 估算源柜门表面 0.3m 处的周围剂量当量率。

表

11-6

2#γ源存放间源柜表面周围剂量当量率

序号

放射源

最大活度

（

Bq）

γ剂量当量率

（

μSv/h）

中子剂量当量率

（

μSv/h）

源柜表面剂量当

量率

（

μSv/h）

限值要求

源柜门

外

30cm处

源柜门侧墙体

外

30cm处

源柜门

外

30cm处

源柜门侧墙体

外

30cm处

源柜门

外

30cm处

源柜门侧墙体

外

30cm处

137

7.40E+10 38.79

8.56

38.79

8.56

《油气田测井放

射防护要求》

（

GBZ118-2020）

中源库内放射源贮源坑防护盖表面（或贮源箱表

面）

30cm 处周围

剂量当量率不应

超过

100μSv/h

2 241Am/Be 5.55E+11

0.45 8.28E-12 46.23

18.97

46.68

18.97

根据估算可得，本项目

2#γ源存放间源柜表面周围剂量当量率及所有源柜表面总的周

围剂量当量率，满足《油气田测井放射防护要求》（

GBZ118-2020）中源库内放射源贮源

坑防护盖表面（或贮源箱表面）

30cm 处周围剂量当量率不应超过 100μSv/h 的要求。

②源罐表面

本项目中子源和γ放射源等其他放射源均存放在源罐，中子源源罐尺拟采用 200mm

的含硼聚乙烯和 4mm 的不锈钢进行防护；其他放射源源罐拟采用 65mm 的铅和 10mm 的不锈

钢进行防护。

为了了解放射源源罐表面的剂量当量率，本次对源罐表面剂量采用理论计算的方式进

行计算。本次对中子源按照≤185GBq 和＞185GBq 进行分类，γ源按照≤18.5GBq 和＞

18.5GBq 进行分类，每类放射源按照不同的放射源采用最大的活度作为代表进行计算。计

算具体情况如下：

表 11-7

测井放射源源罐载源时表面 5cm 处的剂量当量率

序号

放射源

出厂活度

（

Bq）

源罐辐射屏蔽

γ剂量

当量率

（

μSv/h）

中子剂量

当量率

（

μSv/h）

剂量当量率

总和

（

μSv/h）

HJ1325-2023

控制值

（

mSv/h）

Pu-238/Be 8.88E+11 200mm 的含硼

聚乙烯和

4mm

的不锈钢

0.004

804.18

804.19

≤2

Am-241/Be 6.66E+11

47.81

603.14

650.94

≤2

Am-241/Be 1.85E+10

1.33

16.75

18.08

≤1

Cs-137

7.40E+10 65mm 的铅和

10mm 的不锈

钢

913.06

≤2

Cs-137

1.85E+07

0.23

≤1

根据计算可知，本项目＞185GBq 和≤185GBq 的中子源源罐表面 5cm 处的剂量当量率

能够满足《放射性测井辐射安全与防护》（HJ1325-2023）的要求，＞18.5GBq 和≤18.5GBq

γ 源源罐表面 5cm 处的剂量当量率也能够满足《放射性测井辐射安全与防护》

（HJ1325-2023）的要求。

另为了调查实际放射源源罐表面的剂量当量率情况，本次拟采用《阿克苏中曼石油工

程技术有限公司放射源测井使用项目竣工环境保护验收监测报告》中对源罐表面的剂量当

量率进行监测的数据进行类比分析。

表 11-8

放射源类比监测情况

序号

点位名称

中子剂量当量率

（

μSv/h）

γ辐射当量率

（

μSv/h）

国家编码为

US13AB000282 的 Am-241/Be Ⅱ类放射源，活度为 6.66E+11Bq

源罐顶部

5cm

422.2

58.951

源罐顶部

66.5

5.364

源罐铭牌左侧

5cm

698.5

17.625

源罐铭牌左侧

91.3

4.179

源罐铭牌前方

5cm

636.4

12.241

源罐铭牌前方

78.0

2.534

源罐铭牌右侧

5cm

592.5

10.689

源罐铭牌右侧

93.7

6.834

源罐铭牌后方

5cm

663.4

11.501

源罐铭牌后方

95.9

8.835

源罐底部

5cm

752.4

74.149

源罐底部

97.5

8.189

国家编码为

CZ14CS011204 的 Cs-137 Ⅳ类放射源，活度为 7.4E+10Bq

源罐顶部

5cm

13.672

源罐顶部

0.817

源罐铭牌左侧

5cm

6.544

源罐铭牌左侧

12.576

源罐铭牌前方

5cm

7.464

源罐铭牌前方

0.708

源罐铭牌右侧

5cm

11.425

源罐铭牌右侧

0.581

源罐铭牌后方

5cm

7.715

源罐铭牌后方

0.556

源罐底部

5cm

12.019

源罐底部

0.635

本项目使用 Am-241/Be 放射源源罐表面 5cm 处的辐射剂量率最大为 752.4μSv/h，

Cs-137 放射源源罐表面 5cm 处的辐射剂量率最大为 13.672μSv/h，满足《放射性测井辐

射安全与防护》（HJ1325-2023）中，距离活度大于 185GBq 的中子源和活度大于 18.5GBq

的γ源源罐载源时表面 5cm 处周围剂量当量率控制值不得大于 2mSv/h；距离活度小于等

于 185GBq（5Ci）的中子源和活度小于等于 18.5GBq（0.5Ci）的γ源源罐载源时表面 5cm

处周围剂量当量率控制值不得大于 1mSv/h 的要求。

③射线装置及氚靶在源库内贮存

建设单位拟使用的

1 台中子发生器的电压为 100kV，靶流 160mA，中子强度

1.0×108n/s，每套中子发生器内部带有一个氚靶，为 3H 放射源，3H 密封在严密的包壳中，

其放射性活度为

3.25×1010Bq，属于Ⅴ类放射源。3H 的半衰期约 12.33 年，主要的衰变方

式为

β-，能量为 0.0186MeV。

氚靶嵌套在中子发生器内，贮存于源库贮源隔间。中子发生器在非工作状态只是一部

带活度为

3.25×1010Bq 的 3H 密封源的射线装置，在没有通电工作的状态下，除了 3H 密封

源产生的

β射线，不会产生中子及其它的射线以及辐射危害。本评价将计算 3H 贮存产生的

β射线影响。

根据公式（

11-6）计算 3H 衰变产生β射线在上述材料中的射程，人体组织密度按水的

密度估算，具体见下表。

表

11-9

放射性核素

β射线射程表

核素

β粒子最大能量

（

MeV）

铅中射程

cm（密

度

11.3g/cm3）

混凝土中射程

cm（密度

2.35g/cm3）

钢中射程

cm（密

度

7.9g/cm3）

砖中射程

cm（密

度

1.7g/cm3）

0.0186

0.0008

0.0040

0.0012

0.0055

根据上表，本项目核素

β射线在铅、混凝土、钢中射程均较短，本项目放射源外包裹

钛合金保守按钢考虑，屏蔽厚度不小于

5mm，可完全屏蔽β射线。中子发生器外部的剂量

率很小，再加上放射源存放间四周有混凝土或砖的屏蔽，场所外部的剂量趋于本底水平，

可忽略不计。

由于 3

H 能量很低，仅 0.0186MeV，因此，β粒子所致轫致辐射很小，且放射源外部

包裹

5mm 钛合金作为屏蔽，并经屏蔽后剂量率数值极小，可基本忽略不计。本评价主要

考虑中子发生器在工作过程中中子及

γ射线所致周围辐射影响。

④源库外表面及关注点的剂量率估算

考虑放射源经距离衰减及源柜防护门、防护门、源库屏蔽墙体等屏蔽的衰减作用，计

算源库四周围墙、屋顶、防护门外的剂量率。具体点位见下图。

图

11-5

源库剂量计算关注点示意图

单个中子源：中子测井源放在源罐中，再放入源库，本次以源罐载源时表面

5cm 处

的周围剂量当量率作为源强。（中子源考虑中子所致剂量与

γ射线所致剂量之和）

单个

γ源：γ测井源放在源罐中，再放入源库，本次以源罐载源时表面 5cm 处的周围

剂量当量率作为源强。

按照上述源强，根据源库的分布、贮存间的放射源贮存及贮存间的屏蔽情况，计算各

关注点的剂量率结果并进行叠加剂量估算，结果如下。

表

11-10

1#γ源存放间各关注点的剂量率预测结果

序号

关注点

源项

最近距离

（

m）

屏蔽材料

关注点叠加剂

量率（

μSv/h）

1#γ源存放间东

墙外

0.3m 处

9 枚 137Cs 和 4

枚 226

Ra 放射

源，最大活度

分别为

1.85×107 和

9.25×104

1.0

5mm 铅+240mm 混凝

土

+150mm 混凝土

0.439

1#γ源存放间南

墙外

0.3m 处

6.8

5mm 铅+240mm 混凝

土

+150mm 混凝土

0.055

1#γ源存放间西

墙外

0.3m 处

1.0

5mm 铅+240mm 实心

砖

+150mm 混凝土

1.071

1#γ源存放间北

墙外

0.3m 处

1.0

5mm 铅+240mm 混凝

土

+150mm 混凝土

1.548

钢门外

3.3

8mm 铅+10mm 钢

1.419

屋顶

1.9

5mm 铅+150mm 预制

板

+150mm 混凝土

2.32

注：

1#γ源存放间各侧墙体及门（除屋顶外）的计算均按 137Cs 进行保守估算，此处 137Cs 活度

＜

18.5GBq，137Cs 源罐载源时表面 5cm 的剂量保守按照 HJ1325-2023 的控制值 1mSv/h 来取值，

并进行计算。屋顶剂量的计算按照此间存放的 137

Cs 和 226Ra 共同进行计算，137Cs 和 226Ra 活度均＜18.5GBq，

源罐表面

5cm 的剂量保守按照 HJ1325-2023 的控制值 1mSv/h 来取值，并进行计算。

屏蔽材料取同一侧最弱的防护情况。

表

11-11

2#γ源存放间、中子源存放间及 3#γ源存放间周边各关注点的周围剂量当量率预测结果

序号

关注点

2#γ源存放间

中子源

3#γ源存放间

关注点叠加剂

量率

（

μSv/h）

源项

最近距离

(m)

屏蔽材料

γ剂量率

（

μSv/h）

中子剂量

率

（

μSv/h）

剂量率

总和

（

μSv/h）

源项

最近距离

(m)

屏蔽材料

γ剂量率

（

μSv/h）

中子剂量

率

（

μSv/h）

剂量率

总和

（

μSv/h）

源项

最近距离

(m)

屏蔽材料

γ剂量率

（

μSv/h）

中子剂量

率

（

μSv/h）

剂量率

总和

（

μSv/h）

2#γ源、中子源、

3#γ

源存放间东墙

外

7 枚 137Cs放射源和

4 枚

241

Am/Be

放射源，最大活度

分别为

7.4×1010、

5.55×1011

1.3

5mm 铅

+240mm

实心砖

+150mm

混凝土

1.79

0.59

2.38

4 枚

241

Am/Be

放射源、

枚 238

Pu/Be

放射源和

枚 238

Pu 放

射源，最大

活度分别

为

6.66×1011、

8.88×1011

和

1.48×1010

7.3

10mm 钢

+25mm 含

硼聚乙烯

+240mm

混凝土

+10mm 铅

+240mm

实心砖

+150mm

混凝土

1.21×10-31

0.047

3 枚

241

Am/Be 放

射源，最大

活度为

1.85×1010；1

个中子发生

器，为 3

H 放

射源，活度3.25×1010Bq

10.1

150mm 混

凝土

+5mm 铅

+240mm

实心砖

+5mm 铅

+240mm

混凝土

+25mm 含

硼聚乙烯

+5mm 铅

+240mm

混凝土

+25mm 含

硼聚乙烯

2.01×10-47 2.52×10-8 2.52×10-8

2.43

2#γ源、中子源、

3#γ

源存放间南墙

外

2.5

5mm 铅

+240mm

实心砖

+150mm

混凝土

0.022

0.103

0.125

1.0

25mm 含

硼聚乙烯

+240mm

实心砖

+150mm

混凝土

3.99×10-8

0.678

1.0

5mm 铅

+240mm

实心砖

+150mm

混凝土

3.44×10-15 1.52×10-4 1.52×10-4

0.803

2#γ源、中子源、

3#γ

源存放间西墙

外

14.8

5mm 铅

+240mm

混凝土

+240mm

混凝土

+240mm

实心砖

+150mm

混凝土

2.03×10-4 6.95×10-3 7.15×10-3

8.3

5mm 铅

+240mm

混凝土

+25mm 含

硼聚乙烯

+240mm

实心砖

+150mm

混凝土

2.53×10-22

0.048

4.8

5mm 铅

+240mm

实心砖

+150mm

混凝土

3.26×10-17 1.45×10-4 1.45×10-4

0.055

2#γ源、中子源、

3#γ

源存放间北墙

外

3.2

5mm 铅

+240mm实心砖

源柜

120×2m

m 实心

砖

+150mm

混凝土

0.010

1.86×10-3

0.012

5.4

25mm 含

硼聚乙烯

+370mm

实心砖

+10mm 钢

（保守取

2#γ源和中

子源存放

间钢门

外）

1.83×10-10

0.609

4.5

5mm 铅

+10mm 钢

+370mm

实心砖

（保守取

3#γ源存放

间钢门外）

5.69×10-13 4.04×10-11 4.10×10-11

0.621

2#γ源和

中子源存放间钢门外

3.2

5mm 铅

+240mm实心砖

源柜

120×2m

m 实心

0.010

1.86×10-3

0.012

5.4

25mm 含

硼聚乙烯

+370mm

实心砖

+10mm 钢

1.83×10-10

0.609

4.5

5mm 铅

+10mm 钢

+370mm

实心砖

5.69×10-13 4.04×10-11 4.10×10-11

0.621

序号

关注点

2#γ源存放间

中子源

3#γ源存放间

关注点叠加剂

量率

（

μSv/h）

源项

最近距离

(m)

屏蔽材料

γ剂量率

（

μSv/h）

中子剂量

率

（

μSv/h）

剂量率

总和

（

μSv/h）

源项

最近距离

(m)

屏蔽材料

γ剂量率

（

μSv/h）

中子剂量

率

（

μSv/h）

剂量率

总和

（

μSv/h）

源项

最近距离

(m)

屏蔽材料

γ剂量率

（

μSv/h）

中子剂量

率

（

μSv/h）

剂量率

总和

（

μSv/h）

砖

3#γ源存

放间北钢门外

9.7

8mm 铅

+240mm

混凝土

+150mm

混凝土

0.024

7.92×10-3

0.032

1.0

25mm 含

硼聚乙烯

+240mm

混凝土

1.17×10-4

1.80

4.5

5mm 铅

+10mm 钢

+370mm

实心砖

5.69×10-13 4.04×10-11 4.10×10-11

1.83

屋顶

1.8

200mm混凝土

+150mm

预制板

+150mm

混凝土

0.935

0.038

0.973

1.5

200mm 混

凝土

+25mm 含

硼聚乙烯

+150mm

预制板

+150mm

混凝土

4.53×10-8

0.36

2.6

150mm 预

制板

+5mm 铅

板

+150mm

混凝土

2.30×10-13 6.45×10-5 6.45×10-5

1.33

注：①

γ源计算γ剂量当量率时，放射源活度≤18.5GBq，源罐载源时表面 5cm 的剂量保守按照 HJ1325-2023 的控制值 1mSv/h 来取值，并进行计算；放射源活度＞18.5GBq，源罐载源时表面 5cm 的剂量保守按照 HJ1325-2023 的控制值 2mSv/h

来取值，并进行计算。②中子源计算

γ剂量当量率时，放射源活度≤185GBq，源罐载源时表面 5cm 的剂量保守按照 HJ1325-2023 的控制值 1mSv/h 来取值，并进行计算；放射源活度＞185GBq，源源罐载源时表面 5cm 的剂量保守按照 HJ1325-2023 的控制值 2mSv/h

来取值，并进行计算。中子源计算中子剂量当量率时，按照将源放在源罐中经过屏蔽后的实际的剂量进行计算。③屏蔽材料取同一侧最弱的防护情况，保守计算。④本次计算均考虑每个储存间对各侧剂量当量率的最大值，每侧的剂量值均采用每个储存间对各侧造成的最大值的相加值。源库评价范围内不涉及环境保护目标，本次不考虑天空的反散射。

表

11-12

源库四周剂量当量率预测结果

序号

关注点名称及环节

周围剂量当量率

（

µSv/h）

源库内部西侧第一道门处

5.971E-03

源库南侧

3.276E-03

源库北侧

3.466E-03

源库东侧

3.014E-02

源库西大门

3.724E-04

根据预测结果可知，源库周边各关注点的周围剂量当量率满足《放射性测井辐射安全

与防护》（

HJ1325-2023）中“源库墙体、门窗、室顶等屏蔽体外 30cm 处周围剂量当量

率不应超过

2.5μSv/h”的要求。

④辐射工作人员及公众剂量估算

A、库管人员的剂量

放射源存放在源库内，主要为三种情况，第一是由于放射源要定期维保刻度（每季度

进行

1 次，每年 4 次），放射源会进入源库进行储存，等待维保刻度。每次维保刻度时期，

放射源在源库储存的时间大约

48h，共计 8d。第二是如果遇到台风等特殊或恶劣天气，为

了保证放射源的安全，放射源会从海上平台运回至源库进行储存，保守考虑每年发生此种

情况的次数约

6 次，每次储存时间约 10d，共计约 60d。第三是遇到长时间的假期，放射

源也从海上平台运回至源库进行储存，每年运回约

3 次，总存放时间约 21d。

每当放射源出入库时，由库管员进行放射源出入库的检测，放射源均存放在源罐中存

入源库。放射源源罐出入库过程中，库管员对每枚放射源的检测时间约

1min，每次由单

人近距离接触放射源源罐。每个源罐表面的周围剂量当量率按照实际存放的放射源进行计

算。每年维保刻度

4 次，需存取源运至维保车间，共计 8 次。另外台风天气及节假日，需

将放射源从海上平台运回存放在源库内。保守估计需从海上平台运回源库存取源（维保刻

度、台风等特殊天气、节假日等）共计

22 次。

本次源库设

4 名专岗辐射工作人员，2 人一组，共 2 组。

源库评价范围内无环境保护目标，周边公众主要可能为周边路过的公众人员。

当放射源在源库储存时，以及储存的情况下对源库进行巡测时，库管人员的剂量按照

周围剂量当量率

2.5μSv/h 进行核算；放射源出入库检测时，按照放射源源罐表面的剂量

当量率进行核算。源库周边公众的剂量按照源库周围剂量当量率进行核算。

表

11-13

库管人员年受照剂量计算结果

序号

工序

时间

居留因子

每名库管人员年受

照剂量

（

mSv/a）

源库储存

及巡测

每次维保储存时间共计

48h，一年共 4 次。

总共有

2 组（4 名）工作人员负责库管值

班。

192h

0.24

4.59

特殊或恶劣天气储存在库内，每次

10 天，

一年

6 次。总共有 2 组（4 名）工作人员

负责库管值班。

1440h

1.8

节假日储存在库内，一年共计

21 天。总

2 组（4 名）工作人员负责库管值班。

504h

0.63

放射源出入库检测

维保

1 次，出入库各 1 次。共计 8 次。

每枚源接触

1min。每次由 1 组（2 名）

工作人员分别负责，总共

2 组

280min

0.59

台风天每年储存

6 次，出、入库各 1 次，

共计

12 次。每枚源接触 1min。每次由 1

组（

2 名）工作人员分别负责，总共 2 组

420min

0.59

3 个法定节假日（21 天），每个节假日出、入库各

1 次，共计 6 次。每枚源接

触

1min。每次由 1 组（2 名）工作人员

分别负责，总共

2 组

210min

0.44

表

11-14

放射源贮存周边公众年受照剂量计算结果

关注点名称及环节

周围剂量当

量率（

µSv/h）

居留因子

年受照

时间

（

h）

年受照剂量（

mSv/a）

受照对象

源库内部西侧第一道门

处

5.971E-03

1/16

2152

4.03E-04

5.81E-03

公众

源库南侧

3.276E-03

1/16

2152

2.21E-04

源库北侧

3.466E-03

1/16

2152

2.34E-04

源库东侧

3.014E-02

1/16

2152

2.03E-03

源库西大门

3.724E-04

1/16

2152

2.51E-05

注：①放射源库外不属于人员经常居留位置，张贴电离辐射警告标志，途径公众的居留因子取

1/16。

②途径公众主要考虑贮存年剂量影响。

综上所述，本项目运行后，辐射工作人员（库管员）年受照剂量最大为

4.59mSv/a，

途径公众年受照剂量最大为

5.81×10-3mSv/a，辐射工作人员和公众的年受照剂量均低于《电

离辐射防护与辐射源安全基本标准》（

GB18871-2002）中关于“剂量限值”的要求，也低

于《放射性测井辐射安全与防护》（

HJ1325-2023）给出的约束限值 5mSv/a 和 0.1mSv/a。

如运行后明显增加库管员的工作量，则需要相应增加库管员的数量以分摊个人剂量。

B、出入库及转移人员剂量

本项目建设单位主要负责放射源和射线装置的出入库主要是源库与进行维保刻度工

序时，放射源及射线装置的存取。放射源及射线装置的转移是由源库与维保刻度区域的转

移，负责此转移及相关的装卸工作。出入库和转移每次由

2 名专岗辐射工作人员负责。本

项目在源库与海上平台之间的运输委托有资质单位进行，剂量不计入本项目工作人员的剂

量。

转移过程中辐射工作人员存取源时与源罐直接接触，放射源源罐存入或取出（吊装）

过程中，由工作人员进行操作，每次每枚源存入或取出（吊装）并搬运源罐上车时间约

1min，每次由单人近距离接触放射源源罐。除活度为 7.4×1010 的 137Cs 外，每个源罐表面

的周围剂量当量率按照实际存放的放射源进行核算。活度为

7.4×1010 的 137Cs 存放在源罐

内，根据源罐设计制作厂家给出的设计文件，源罐采取屏蔽后表面剂量将小于

500μSv/h，

本次按照

500μSv/h 进行核算。

所有的放射源存取由

2 名工作人员分别负责，1 人负责出库，1 人负责入库。1 人在

进行放射源的出入库时，另

1 人在放射源车辆外进行警戒工作。转移车辆采取相应的屏蔽

防护措施，执行警戒工作的人员受照剂量按照《放射性测井辐射安全与防护》

（

HJ1325-2023）中给出的车辆外表面 2m 处周围剂量当量率限值 2.5μSv/h 进行核算。转

移过程中，转移人员按照驾驶员位置周围剂量当量率

2.5μSv/h 进行核算。

中子发生器不进行组合，不与地面仪器连接，将无法进行工作，在打开电源之前，无

法发射高能中子。在运输的过程中，中子发生器与电缆线路是分开的，也没有与地面的仪

器相连接，中子发生器不工作，不存在中子辐射安全问题。参照氚靶贮存在源库的环境影

响预测分析，运输过程中的

β射线，及β粒子所致轫致辐射很小，且经放射源外包壳及源箱

屏蔽后剂量率数值极小，可基本忽略不计。

根据建设单位提供的资料，源箱尺寸和屏蔽参数详细如下：长

1.52m，宽 1.27m，高

1.3m，屏蔽参数：整个箱体内层均铺满铅板，厚度为 10mm，内外层灌满石蜡，约 200mm。

表

11-15

出入库人员年受照剂量计算结果

序号

工序

时间

居留因子

每名人员的剂量

（

mSv/a）

备注

维保源存取出入库

及转移

存源或取源接触时间为

每枚源

1min，共 8 趟

280min

1.18

1.20

放射源由

2 名辐射

工作人员分别搬

运，为

1 号和 2 号。

1 号人员存源搬运时，

2 号人员在车

源库与维保车间的距离

约

2km，转移时间约为

5min，共 8 趟

40min

1.67E-03

辆外警戒；

2 号人

员取源搬运时，

号人员在车辆外

警戒。

另

1 人搬运时，1 人在

车辆外停留时间每趟约

40mim，共 8 趟

320min

1.33E-02

本项目运行后，出入库辐射工作人员年受照剂量最大为

1.2mSv/a，辐射工作人员年受

照剂量均低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（

GB18871-2002）中关于“剂量限

值

”的要求，也低于《放射性测井辐射安全与防护》

（

HJ1325-2023）给出的约束限值 5mSv/a。

（

2）放射源及射线装置海上测井时的辐射环境影响分析

建设单位的放射源及射线装置在源库与海上平台之间的运输，将委托专业有资质单位

进行运送，本次不再计算此过程资质单位运输人员的受照剂量。

1）海上平台测井

开展海上平台测井时划定控制区，在控制区边界上设置警戒线和警告标志并采取警告

措施，防止无关人员进入边界以内的操作区域。

① 放射源测井

现场测井时，每次只使用

1 枚测井用放射源，测井期间放射源位于地下 100m 以下，

经岩体、水体等屏蔽后对地面人员基本无影响。主要影响为源罐搬运，仪器检验，装卸源

罐、将源装入测井仪或从测井仪内取出放射源过程的影响。

A、搬运源罐

搬运源罐时人员最近距离源罐约

5cm，根据《放射性测井辐射安全与防护》

（

HJ1325-2023）表 1，中子测井源（活度＞185GBq）源罐载源时表面 5cm 处γ周围剂量当

量率不大于

2mSv/h，中子周围剂量当量率不大于 10mSv/h，γ测井源（活度＞18.5GBq）

源罐载源时表面

5cm 处γ周围剂量当量率不大于 2mSv/h。故搬运源罐时辐射工作人员位置

周围剂量当量率最大取搬运中子测井源情况。

每年进行

16 次测井作业，每次测井搬运源罐时间约 1min，单人近距离操作放射源，

由

6 名放射性测井操作员分摊剂量。搬运源罐环节划定控制区、监督区，避开周边公众。

B、放射源装载、拆卸

在上源和卸源的过程中，评价按裸源进行考虑，由此计算的源裸源状态下，各类放射

源周围的剂量水平见表

11-16~21。

表

11-16

Am-241/Be 裸源周围剂量当量率

预测点距源

距离（

m）

Am-241/Be（活度 6.66E+11Bq）

剂量当量率（

µGy/h）

γ射线

中子

合计

0.05

875952.00

149049.78

1020047.21

0.3

24332.00

4140.27

28334.64

0.5

8759.52

1490.50

10200.47

2189.88

372.62

2550.12

1.5

973.28

165.61

1133.39

87.60

14.90

102.00

21.90

3.73

25.50

9.73

1.66

11.33

5.47

0.93

6.38

3.50

0.60

4.08

2.43

0.41

2.83

32（控制区

边界，小于

2.5μSv/h）

2.14

0.36

2.49

1.79

0.30

2.08

1.37

0.23

1.59

1.08

0.18

1.26

0.88

0.15

1.02

0.72

0.12

0.84

0.61

0.10

0.71

表

11-17

Pu-238/Be 裸源周围剂量当量率

预测点距

源距离（

m）

Pu-238/Be（活度 8.88E+11Bq）

剂量当量率（

µGy/h）

γ射线

中子

合计

0.05

8342.40

198733.04

202120.87

0.3

231.73

5520.36

5614.47

0.5

83.42

1987.33

2021.21

20.86

496.83

505.30

1.5

9.27

220.81

224.58

0.83

19.87

20.21

0.21

4.97

5.05

15（控制区边界，小于

2.5μSv/h）

0.09

2.21

2.25

0.05

1.24

1.26

0.03

0.79

0.81

0.02

0.55

0.56

0.02

0.41

0.01

0.31

0.32

0.01

0.25

100

0.01

0.20

0.01

0.16

0.17

0.01

0.14

表

11-18

137

Cs 裸源周围剂量当量率

预测点距源距离（

m）

Cs-137（活度 7.4E+10Bq）

剂量当量率（

µGy/h）

0.05

2280256.00

0.3

63340.44

0.5

22802.56

5700.64

1.5

2533.62

228.03

25.34

22.27

14.25

9.12

6.33

4.65

3.56

2.82

48（控制区边界，小于 2.5μSv/h）

2.47

2.28

1.88

1.58

表

11-19

226

Ra 裸源周围剂量当量率

预测点距源距离（

m）

Ra-226（活度 9.25E+04Bq）

剂量当量率（

µGy/h）

0.05

7.33

0.1（控制区边界，小于 2.5μSv/h）

1.83

0.3

2.04E-01

0.5

7.33E-02

1.83E-02

7.33E-04

1.83E-04

8.15E-05

7.16E-05

4.58E-05

2.93E-05

2.04E-05

1.50E-05

1.15E-05

9.05E-06

7.96E-06

101

7.33E-06

6.06E-06

5.09E-06

表

11-20

238

Pu 裸源周围剂量当量率

预测点距源距离（

m）

Pu-238（活度 1.48E+10Bq）

剂量当量率（

µGy/h）

0.05

1.39E+02

0.1

3.48E+01

0.16

1.36E+01

0.2

8.69E+00

0.3

3.86E+00

0.38（控制区边界，小于 2.5μSv/h）

2.41E+00

0.5

1.39E+00

3.48E-01

1.39E-02

3.48E-03

1.54E-03

8.69E-04

5.56E-04

3.86E-04

2.84E-04

2.17E-04

1.72E-04

1.51E-04

1.39E-04

1.15E-04

9.66E-05

表

11-21

241

Am 裸源周围剂量当量率

预测点距源距离（

m）

Am-241（活度 1.85E+07

Bq）

剂量当量率（

µGy/h）

0.05

24.33

0.07

12.41

0.16（控制区边界，小于 2.5μSv/h）

2.37

0.3

0.68

0.5

0.24

0.06

2.43E-03

6.08E-04

2.70E-04

102

1.52E-04

9.73E-05

6.76E-05

4.97E-05

3.80E-05

3.00E-05

2.43E-05

2.01E-05

1.69E-05

在上源和卸源过程，放射源装载、拆卸使用专用长柄工具，辐射工作人员距离放射源

的距离为

1.5m，当进行 Am-241/Be 中子测井上源和卸源位置处当量剂量率水平为

1.13mSv/h，控制区边界距离为 32m；当进行 Pu-238/Be 中子测井上源和卸源位置处当量

剂量率水平为

0.22mSv/h，控制区边界距离为 15m；当进行 Cs137γ测井上源和卸源位置处

当量剂量率水平为

2.53mSv/h，控制区边界距离为 48m。为便于管理，本次评价以放射源

为圆心周围

48m 范围的矩形区域划定为控制区。

放射源装载、拆卸使用专用长柄工具，距离放射源约

1.5m，辐射工作人员穿戴 0.5mm

铅当量的防护用品，装载或拆卸整套操作时间约

2min。放射源辐射所致距源 1.5m 处的剂

量计算结果如下。

表

11-22

放射源测井装卸源时周围剂量当量率

序号

核素

活度（

MBq）数量

屏蔽厚度

辐射工作人

员处的

γ剂

量当量率

（

μSv/h）

辐射工作人员处的中子剂量当量率

（

μSv/h）

辐射工作人员处剂量当

量率

（

μSv/h）

Pu-238/Be

8.88E+11

0.5mmPb

0.197

220.42

220.62

Pu-238/Be

8.51E+11

0.5mmPb

0.189

211.23

211.42

Am-241/Be

6.66E+11

0.5mmPb

111.56

165.31

276.88

Am-241/Be

5.55E+11

0.5mmPb

92.97

137.76

230.73

Am-241/Be

1.85E+10

0.5mmPb

3.10

4.59

7.69

Am-241/Be

1.39E+10

0.5mmPb

2.33

3.45

5.78

Am-241/Be

1.85E+7

0.5mmPb

0.003

0.005

0.008

Cs-137

7.40E+10

0.5mmPb

2411.23

Ra-226

9.25E+04

0.5mmPb

6.12E-03

Am-241

1.85E+07

0.5mmPb

3.10E-03

Pu-238

1.48E+10

0.5mmPb

3.28E-03

Pu-238

2.78E+09

0.5mmPb

6.17E-04

Cs-137

1.48E+06

0.5mmPb

4.82E-02

Cs-137

1.85E+07

0.5mmPb

6.03E-01

Cs-137

3.70E+05

0.5mmPb

1.21E-02

103

Cs-137

1.85E+06

0.5mmPb

6.03E-02

放射源装源、卸源环节装源、卸源划定控制区、监督区，避开周边公众。每年进行

16 次测井作业，每次仅单人近距离操作放射源，由 6 名放射性测井操作员分摊剂量。

C、测井仪器检验

仪器经过长途运输、吊装等环节，精度可能受到轻微影响。为确保仪器入井前状态正

常，在海上平台需要对仪器进行下井前校验。将仪器探头靠近校验用放射源（

V 类γ源、α

刻度源），进行放射源信号检测，通过计算机对信号进行校验，比对检测数值是否在标准

范围之内，若仪器状态正常则可装源入井进行测井作业，若偏差较大则重新调度更换测井

仪器。

校验过程约

1h，此过程 2 名辐射工作人员位于地面设备计算机控制台，辐射工作人

员操作位置的剂量率计算结果见下表。

表

11-23

海上平台测井仪器检验参考点处的

γ辐射剂量率

序号

核素

最大活度（

Bq）

周围剂量当量率常数

距离辐射工作人员

1m 处（采用操作工具柄长不小于

1m）

的剂量率（

μSv/h）

137

1.85E+07

0.328

1.43

241

1.85E+07

1.40E-02

0.06

226

9.25E+04

0.844

0.018

238

2.780E+9

1.00E-04

0.35

海上平台测井仪器检验时，辐射工作人员操作位置处剂量率最大值为

1.43μSv/h（使

用 137

Cs 刻度块校验）。校验时将放射源周围 1m 处划定为控制区，在控制区边界上设置

警戒线和警告标志并采取警告措施，使用便携式

γ辐射剂量率仪巡测控制区边界的周围剂

量当量率，保证控制区边界的周围剂量当量率不超过

2.5μSv/h，如有调整则扩大控制区边

界。

② 中子发生器测井

根据操作规程，使用中子发生器在井下进行测井作业时，中子发生器降至距井口大于

10m 后方供电开始脉冲中子测井工作，工作人员在平台上通过相关设备进行操作，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。根据《中子发生器及其应用》（刘林茂主编）P159，

“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，如果屏蔽

104

层对中子是足够的话，必然满足对

γ射线的安全屏蔽要求”。由此可知，中子的危害与γ射

线的危害相比，中子是主要的，

γ射线产生的辐射影响不会超过中子，从安全的角度，将

保守按照

1m 处中子剂量估算γ射线剂量率，并考虑γ射线和中子剂量率的叠加影响。

A、中子剂量影响

本项目中子源强为

1×108n/s，经计算可得，1m 处的中子剂量当量率为 1034.5μSv/h。

水层屏蔽厚度

10m，经过水层屏蔽后，井口处的中子剂量当量率为 1.75×10-47μSv/h。

从安全的角度，中子发生器

1m 处的中子俘获所致γ剂量率保守取 1m 处的中子剂量当

量率数值，即

1034.5μSv/h。水层屏蔽厚度取 10m，根据《辐射防护手册》（第三分册），

此处保守按

14MeV 的γ射线在水中的 HVL 考虑，为 28cm。计算得到井口处的γ剂量率为

1.84×10-10μSv/h。

综上，叠加中子和

γ剂量率合计为 1.84×10-10μSv/h，相对较小。中子发生器测井作业

期间对井口附近的辐射影响可忽略不计。

B、活化剂量估算

中子发生器在测井结束后，从中子发生器停止出束至测井中取出的时间不少于

1 小

时，由于高能中子与周围物质作用能产生短半衰期的感生放射性，

30 分钟内未完全衰减

完毕，因此中子发生器设备表面可能依然存在感生

γ射线，由于目前难以用理论计算的方

法来描述其感生

γ辐射剂量率，因此本次评价采用类比监测的方法预测测井仪测井完成后

对其周围环境

γ辐射剂量率环境的影响。

本项目类比数据来源于

2011 年 10 月发表于现代科学仪器的《石油测井中子发生器辐

射防护与安全管理》（作者：杨本，青岛市环境监测中心站；王云飞，胜利石油管理局测

井公司安全保卫科）。文中提到作者于

2008 年 6 月曾经在中国石化股份胜利油田分公司

临盘采油厂对中子发生器测井的全过程进行了跟踪监测，监测项目为中子剂量当量率、

空气吸收剂量率监测。高能中子与物质作用可以感生放射性，中子发生器在测井结束后的

初期，其表面仍然有较高的感生放射性，对环境的影响主要为

γ辐射。

本项目中子发生器与上文检测中子发生器参数类比具体见下表。

表

11-24 设备类比参数分析一览表

参数

本项目中子发生器

类比对象

备注

中子产额

1×108n/s

2×108n/s

具有可类比性

源活度

3.25×1010Bq

7.4×1010Bq

具有可类比性

发生器类型

氚

具有可类比性

105

下井深度

100~1600m

1600m

具有可类比性

从上表可以看出，临盘采油厂的中子发生器测井仪较本项目的测井仪参数更大，用于

本项目类比更为保守，其次发生器工作条件类似，发生源类型相同，两者操作程序相同、

中子发生器停止出束时间相同，具备类比条件。

文中作者对已在井下

1600 米发射中子累计 99 分钟的中子发生器，停止发射中子 30

分钟、

1 小时、2 小时分别进行了不同距离的感生放射性水平检测，检测结果具体如下。

表

11-25 中子发生器停机不同时长对周围环境γ剂量率监测结果（μGy/h）

距离（

cm）停机后 30 分钟剂量率

停机后

1 小时剂量率

停机后

2 小时剂量率

275.8

194.3

130.3

19.5

9.7

5.7

100

3.3

3.2

2.2

300

0.3

无检测数据

注：上表中剂量率已扣除宇宙射线响应值和环境本底值。

从上表可知，停机后中子发生器感生放射性逐步减小，停机半小时后，

3m 外的剂量

率已逐步趋于本底，因此对周围公众的影响可忽略不计，而对于辐射工作人员在拆卸中子

发生器过程中可能受到一定量的照射。因此，测井中子发生器在井下工作深度停机

30 分

钟后才可开始提升，在停机

1h 后中子发生器才可进行拆卸装箱。

工作人员

2 人一组拆卸仪器时受照剂量率取 1h 后 5cm 处的值 194.3μSv/h，拆卸时间

约

10min/次，每年进行 16 次测井工作，每名工作人员的剂量约为 0.518mSv/a。中子发生

器断电

30min 以后，中子发生器周围剂量率会进一步降低，人员受照剂量也相应降低，上

述估算值是偏保守和安全的。测井环节划定控制区、监督区，避开周边公众，不考虑公众

年受照剂量。

2）海上平台暂存① 放射源海上平台暂存

由于海上平台距离厂区较远，不能实现一天往返，故放射源需在海上平台暂存。测井

源临时贮存于运输兼储存用源箱内，源箱暂存区一般位于海上平台工作区的船舷桩腿处，

源箱周围

10m 区域边界处设有辐射安全警示标识和拉警戒标识带，24 小时专人监控。海

上平台生活区距离源箱暂存区不少于

50m。

每次测井暂存过程中辐射工作人员每天至少巡视

4 次，每次单人巡视，每次巡视时间

最多为

5min，全年共巡视约 302d。辐射工作人员距离源罐最近距离约为 1.5m，根据《放

106

射性测井辐射安全与防护》（

HJ1325-2023）表 1 和前述公式进行计算，中子测井源（按

Pu-241/Be 放射源最大活度 24Ci 计）距源罐 1.5m 处的周围剂量当量率约 13.16μSv/h（其

中

γ周围剂量当量率为 6.07×10-5μSv/h，中子周围剂量当量率为 13.16μSv/h），γ测井源（按

Cs-137 放射源最大活度 2.5Ci 计）距源罐 1m 处的γ周围剂量当量率约 2.49μSv/h，考虑源

箱（源箱屏蔽石蜡厚度

200mm，铅厚度 10mm）屏蔽后，周围剂量当量率约为 14.37μSv/h。

源箱暂存点距离海上平台其他非辐射工作人员生活区距离不少于

50m，根据估算公众

位置剂量约为

0.0129μSv/h，公众受照时间取 302.33×24=7255.92h（工作期间放射源位于

井下，不考虑公众受照剂量）。

② 中子发生器海上平台暂存

中子发生器不进行组合，不与地面仪器连接，将无法进行工作，在打开电源之前，无

法发射高能中子。在海上平台暂存的过程中，中子发生器与电缆线路是分开的，也没有与

地面的仪器相连接，中子发生器不工作，不存在中子辐射安全问题。参照氚靶在源库中贮

存的环境影响预测分析，海上平台暂存过程中的

β射线，及β粒子所致轫致辐射很小，且经

放射源外包壳及源箱屏蔽后剂量率数值极小，可基本忽略不计。

3）海上测井时人员年剂量估算

海上测井时涉及的辐射工作人员为放射性测井操作员，涉及公众为海上平台工作人

员。人员年受照剂量计算如下：

表

11-26

海上测井人员年受照剂量计算结果

工序

周围剂量当量

率

µSv/h

居留因子

年受照时间

每名辐射工作人员年受照剂

量

mSv/a

受照对象

放射源测井

源罐搬运

8850.9

0.53

0.6

4.42

辐射工作人员（放射性测井操作员）

测井仪器校验

1.43

0.023

放射源装载、

拆卸

18579.85

1.6

19.82

放射源平台暂

存

14.37

100.78

1.45

中子发生器测井

194.3

2.67

0.518

放射源平台暂存

0.0129

7255.92

0.094

海上平台公众

辐射工作人员（放射性测井操作员）的年受照剂量最大为

4.42mSv/a；本项目公众不

交叉，运输船（车）公众年受照剂量为

0.06mSv/a、放射源箱海上平台暂存时公众年受照

剂量为

0.07mSv/a。辐射工作人员和公众的年受照剂量均低于《电离辐射防护与辐射源安

107

全基本标准》（

GB18871-2002）中关于“剂量限值”的要求，也低于本报告提出的约束限

值

5mSv/a 和 0.1mSv/a。

综上所述，在落实环评报告中提出的相关防护措施、辐射安全管理及相关标准要求后，

本项目放射性同位素与射线装置运行后对周边环境的影响符合《电离辐射防护与辐射源安

全基本标准》（

GB18871-2002）及相关管理要求。

（

3）放射性测井仪器刻度及维护保养时的辐射环境影响分析

根据建设单位作业安排，每年会对放射源集中刻度维保

4 次，每次持续约 4 小时。

1）厂内转移

维保车间厂内转运源罐每个的时间大概为

0.5min，转移时由单人近距离操作，2 人轮

流，距源罐最近距离约

1m。根据《油气田测井放射防护要求》（GBZ118-2020）表 1 及

公式进行计算，中子测井源（按

Pu-238/Be 放射源最大活度 24Ci 计）距源罐 1m 处的周围

剂量当量率约

26.2μSv/h（其中由非中子透射造成的周围剂量当量率为 1.21×10-4μSv/h，由

中子透射造成的周围剂量当量率为

26.2μSv/h），γ测井源（按 Cs-137 放射源最大活度 2Ci

计）距源罐

1m 处的周围剂量当量率约 5.3μSv/h，Ⅴ类γ源、α刻度源在运输时按在相应源

罐计算，距源

1m 处的周围剂量当量率最大 5.67μSv/h。

各类放射源从源库转移至维保刻度区域时，经过厂区保安室，停留时间不超过

2min。

厂房距离保安室

53m，维保的区域距离保安室 72m。车辆经过保安室处最大的周围剂量当

量率按车辆车厢外表面

200cm 处的剂量限值 2.5μSv/h 考虑。

2）放射源测井仪器刻度和维保

建设单位每年最多进行

4 次刻度工作，由刻度的工作流程可知，刻度时的主要影响环

节为将源罐搬运至维保刻度区域、从源罐中取出放射源装入刻度仪器、刻度工作、将放射

源从刻度仪器内取出装入源罐、将源罐转运至源库储存。各环节选取活度最大的放射源作

为源强。

① 装源、卸源

刻度时由单个辐射工作人员在距源罐

1.5m 处通过专用长柄工具进行放射源的安装和

拆卸工作，

2 名维保刻度员轮流操作，用 1.5m 长柄夹工具快速将放射源从源罐中取出、

放置在待刻度仪器内；刻度结束后再快速将放射源从刻度仪器内取出放入源罐内。装源、

卸源时，辐射工作人员穿着

0.5mm 铅当量的铅防护用品，车间刻度安装和拆卸放射源时

间均为

1min/次。辐射所致距源 1.5m 处的剂量率计算结果见下表。

108

表

11-27

放射源（维保装源、卸源）参考点处的辐射剂量率

序号

核素

最大活度

（

Bq）

数量

（枚）

辐射工作人员

距离

1.5m 处

的剂量率

（

μSv/h）

屏蔽

距离

1.5m 处辐

射工作人员铅衣屏蔽下的剂

量率（

μSv/h）

Am-241/Be

6.66E+11

1138.94

0.5mmPb

276.88

Am-241/Be

5.55E+11

949.12

0.5mmPb

230.73

Am-241/Be

1.85E+10

31.64

0.5mmPb

7.69

Am-241/Be

1.39E+10

23.77

0.5mmPb

5.78

Am-241/Be

1.85E+07

0.03

0.5mmPb

0.01

Pu-238/Be

8.88E+11

230.15

0.5mmPb

220.62

Pu-238/Be

8.51E+11

220.56

0.5mmPb

211.42

137

7.40E+10

2533.62

0.5mmPb

2411.23

137

1.85E+07

0.633

0.5mmPb

0.60

137

1.48E+06

0.051

0.5mmPb

0.048

137

3.70E+05

0.013

0.5mmPb

0.012

137

1.85E+06

0.063

0.5mmPb

0.060

226

9.25E+04

8.15E-03

0.5mmPb

6.12E-03

238

1.48E+10

0.154

0.5mmPb

3.28E-03

238

2.78E+09

0.029

0.5mmPb

6.17E-04

241

1.85E+07

0.027

0.5mmPb

3.10E-03

根据上表可知，

γ剂量和中子剂量叠加后，辐射工作人员距离 1.5m 处 Am-241/Be 中

子源的剂量率为

276.88μSv/h，137Cs 的剂量率为 2411.23μSv/h。刻度环节装源、卸源在维

保间内，划定控制区、监督区，尽量避开周边公众。

②刻度

密度测井放射源刻度时先进行本底测量，在装源后进行模块测量。中子源在刻度桶内

进行刻度。全年刻度次数约

4 次，每次刻度只使用 1 枚放射源，刻度时每枚源暴露时间约

1.5min。本项目刻度在车间内进行，辐射工作人员位于操作区域，操作区域与刻度区域有

一定的距离。车间周边环境保护目标主要是旁边的船厂和本项目厂区的其他工作人员。刻

度时放射源对周边环境的影响考虑天空反散射。

本项目所在维保间位于钢架结构的厂房内南侧区域，厂房顶棚高

9.94m，厂房墙面

1.2m 以下为 240 砖墙，1.2m 以上为 0.5mm 彩钢墙面板。

项目放射源在进行刻度时，在刻度区域周边设置控制区，控制区边界的周边剂量当量

率控制在

2.5μSv/h，控制区最大范围为 48m。

放射源（刻度）的辐射剂量当量率计算结果见下表。

109

表

11-28

放射源（刻度）的辐射剂量当量率

序号

核素

最大活度

（

Bq）

数量

（枚）

辐射工作人员

距离

1.5m 处

的剂量当量率

（

μSv/h）

屏蔽

辐射工作人员距

离

1.5m 处铅屏风

后的剂量当量率

（

μSv/h）

Am-241/Be

6.66E+11

1138.94

10mmPb

158.85

Am-241/Be

5.55E+11

949.12

10mmPb

132.37

Am-241/Be

1.85E+10

31.64

10mmPb

4.41

Am-241/Be

1.39E+10

23.77

10mmPb

3.32

Am-241/Be

1.85E+07

0.03

10mmPb

4.41E-03

Pu-238/Be

8.88E+11

230.15

10mmPb

211.80

Pu-238/Be

8.51E+11

220.56

10mmPb

202.97

137

7.40E+10

2533.62

10mmPb

941.24

137

1.85E+07

0.633

10mmPb

0.235

137

1.48E+06

0.051

10mmPb

0.019

137

3.70E+05

0.013

10mmPb

4.71E-03

137

1.85E+06

0.063

10mmPb

0.024

226

9.25E+04

8.15E-03

10mmPb

2.65E-05

238

1.48E+10

0.154

10mmPb

5.51E-35

238

2.78E+09

0.029

10mmPb

1.03E-35

241

1.85E+07

0.027

10mmPb

4.15E-21

根据计算可知，辐射工作人员距离

1.5m 处最大剂量当量率为 Pu-238/Be 中子源的剂

量率，为

211.80μSv/h。放射源刻度环节在维保车间内，划定控制区、监督区，避开周边

公众。

③中子发生器刻度

中子管在厂内的运输及装卸过程，产生的

β射线及韧致辐射可忽略不计，本次评价不

再计算。主要考虑中子发生器刻度工作时的辐射环境影响。

每年按照刻度

4 次进行计算。进行刻度作业时，中子源和中子发生器放置于刻度桶内，

工作人员

2 人一组在维保间操作区域进行操作，其距离刻度桶大于 30m，中子刻度桶中水

层最薄处厚度取

50cm，每次刻度时间约 10min。中子发生器所在区域 30m 范围设置为控

制区。

中子发生器刻度时，

30m 处中子当量剂量率为 4.7×10-3μSv/h。中子发生器在刻度时，

其散射

γ射线当量剂量率最大不大于中子当量剂量，即保守按照无水层屏蔽的中子剂量率

估计

γ射线当量剂量率，30m 处的γ剂量率约为 1.15μSv/h（无水层的中子剂量率计）。综

上，

30m 处剂量率合计最大为 1.155μSv/h。

人员位于操作区域，中子发生器刻度环节在维保车间内，划定控制区、监督区，避开

110

周边公众。

④放射源旋塞的拆卸、保养、组装

由建设单位提供资料可知，放射源需要定期保养，由单个辐射工作人员进行近距离操

作，

2 名辐射工作人员轮流操作。根据放射源损耗程度，每年最多进行 4 次放射源旋塞的

拆卸、保养、组装，开展工作时人员最近距离源约

1.5m，通过专用长柄工具进行放射源

旋塞的拆卸和安装工作。拆卸和安装旋塞时，辐射工作人员在

10mm 铅当量的铅屏风后侧

进行操作，每次近距离维保需要时间约

2min。根据式 11-2 计算，计算结果见下表。

表

11-29 放射源（维护保养）参考点处辐射剂量当量率

序号

核素

最大活度

（

Bq）

数量

（枚）

辐射工作人员

距离

1.5m 处

的剂量当量率

（

μSv/h）

屏蔽

辐射工作人员距

离

1.5m 处铅屏风

后的剂量当量率

（

μSv/h）

Am-241/Be 6.66E+11

1138.94

10mmPb

158.85

Am-241/Be 5.55E+11

949.12

10mmPb

132.37

Am-241/Be 1.85E+10

31.64

10mmPb

4.41

Am-241/Be 1.39E+10

23.77

10mmPb

3.32

Am-241/Be 1.85E+07

0.03

10mmPb

4.41E-03

Pu-238/Be

8.88E+11

230.15

10mmPb

211.80

Pu-238/Be

8.51E+11

220.56

10mmPb

202.97

137

7.40E+10

2533.62

10mmPb

941.24

137

1.85E+07

0.633

10mmPb

0.235

137

1.48E+06

0.051

10mmPb

0.019

137

3.70E+05

0.013

10mmPb

4.71E-03

137

1.85E+06

0.063

10mmPb

0.024

226

9.25E+04

8.15E-03

10mmPb

2.65E-05

238

1.48E+10

0.154

10mmPb

5.51E-35

238

2.78E+09

0.029

10mmPb

1.03E-35

241

1.85E+07

0.027

10mmPb

4.15E-21

根据上表的剂量，辐射工作人员距离

1.5m 处最大剂量考虑维保 Cs-137 放射源，为

0.941mSv/h，满足《油气田测井放射防护要求》（GBZ118-2020）中进行更换放射源外壳、

密封圈或盘根等特殊操作时，应有专用操作工具和防护屏蔽等设备，防护屏蔽靠人体一侧

的周围剂量当量率应小于

lmSv/h 的要求。放射源维保环节在维保间内，划定控制区、监

督区，避开周边公众。

建设单位拟配备

1 块铅当量不低于 10mm 的移动铅屏风，并规定辐射工作人员在操作

时，须正确佩戴铅橡胶衣、铅橡胶帽子、铅玻璃眼镜等个人防护用品，以进一步降低辐射

工作人员受照剂量。

111

⑤厂房及周边公众周围剂量当量率

本项目维保刻度车间周边环境保护目标主要是旁边的船厂和本项目厂区的其他工作

人员。装卸源刻度维保时放射源和中子管对周边环境的影响考虑天空反散射。

本项目所在维保间位于钢架结构的厂房内南侧区域，厂房顶棚高

9.94m，厂房墙面

1.2m 以下为 240 砖墙，1.2m 以上为 0.5mm 彩钢墙面板。

γ射线大气反散射的估算由《辐射防护手册第一册辐射源与屏蔽》P416 可知，本项

目保守不考虑屋顶屏蔽，参考点的天空反散射剂量率可用下述经验公式计算：

1.3

2.5 10 H









………………（11-7）

H0—距源 1m 处的周围剂量当量率，μSv/h；源活度按照最大保守计算。x—源至参考点处的距离，m；



—立体角；

4 tg a b

c d





  



；

a 是屋顶长度之半，b 是屋顶宽度之半，c 是源到屋

顶表面的中心距离，

d 是源到屋顶边缘的距离，且

a b c





。

维保间顶棚高

9.94m，源安装在刻度仪器内，立体角的 a=25m，b=19m，c=8.94m，

d=32.6m，  =4.10。

本项目保守不考虑屋顶屏蔽，参考点的天空反散中子通量密度可用下述经验公式计

算：

当

x＞20m 时，

当

x＜20m 时，

5.4 10

2



  





 



 







（式

11-8）

Φ0 为距离中子源 1m 处的中子通量密度指数，cm-2s-1‧m2；

各侧场界及环境保护目标的计算点位见下图。计算结果见下表。

112

图

11-6

维保刻度区域剂量计算关注点示意图

表

11-30

装卸源刻度时各侧场界及周边环境保护目标周围剂量当量率

序号

位置

距离

周围剂量当量率

（

μSv/h）

厂房东侧

约

19m

15.876

厂房南侧

约

5766.387

厂房西侧

约

7.5m

98.663

厂房北侧

约

43m

3.586

东侧保安室

约

72m

1.302

东侧卫生间

约

42m

3.825

东北侧综合楼

约

50m

2.50

北侧船厂

约

50m

2.50

表

11-31

装卸源维保时各侧场界及周边环境保护目标周围剂量当量率

序号

位置

距离

周围剂量当量率

（

μSv/h）

厂房东侧

约

19m

1.567

厂房南侧

约

142.055

厂房西侧

约

7.5m

10.669

厂房北侧

约

43m

0.337

东侧保安室

约

72m

0.122

东侧卫生间

约

42m

0.355

东北侧综合楼

约

50m

0.233

北侧船厂

约

50m

0.233

113

根据计算，刻度时场界的剂量率较高，应设置控制区，控制区边界的周围剂量当量率

不超过

2.5μSv/h。

3）刻度维保时人员年剂量估算

刻度维保时涉及的辐射工作人员为维保刻度员，涉及公众为主要为周边保安室人员、

北侧船厂和综合楼办公人员。维保刻度员共

2 人，近距离接触放射源时由单人完成，轮流

工作。各个操作环节的剂量率选取最大值进行计算，年受照剂量计算如下：

表

11-32

维保刻度时人员年受照剂量计算结果

工序

周围剂量当

量率

µSv/h

居留因子

年受照时间

每名辐射工作人员年

受照剂量

mSv/a

受照对象

放射源在维保车间堆置

185.38

每次

4h，每年

4 次

2.50

4.89

辐射工作人员（维保刻度员）

放射源维保刻

度

厂内运输

185.38

每枚源

30s，每

次维保刻度共

2 次，每年 4 次

0.06

源罐搬运

11351.80

每枚源

30s，每

年

4 次

0.19

装源、卸源

3365.09

每枚源

1min，

每年

4 次

1.24

刻度

1655.25

每枚源

1.5min，

每年

4 次

0.39

维保

1655.25

每枚源

2min，

每年

4 次

0.52

中子发生器刻度

1.15

每次刻度

10min，每年 4

次

7.67E-4

本项目维保刻度时，划定

48m 范围为控制区，禁止公众人员进入，因此厂房外各侧

及

48m 范围内不再计算公众剂量。周边环境保护目标处的剂量见下表。

表

11-33

维保刻度周边公众剂量

序号

位置

放射源刻度维保时剂量当量

率

（

μSv/

h）

时间

（

h）

居留因

子

中子管刻度时剂量当

量率

（

μSv/

h）

时间

（

h）

居留因

子

放射源车辆转移经过时剂量当量率

（

μSv/

h）

时间

（

h）

居留因

子

公众人员剂量

（

mSv/a）

东侧保安室

（

72m）

1.302 15.33

0.122 0.67

2.5

0.267

2.07E-02

0.098

东北侧综合

楼（

50m）

2.5

15.33

0.233 0.67

3.85E-02

114

北侧船厂

（

50m）

2.5

15.33

0.233 0.67

3.85E-02

辐射工作人员（维保刻度员）的年受照剂量为

4.89mSv/a，公众年受照剂量为

0.098mSv/a，辐射工作人员和公众的年受照剂量均低于《电离辐射防护与辐射源安全基本

标准》（

GB18871-2002）中关于“剂量限值”的要求，也低于本报告提出的约束限值 5mSv/a

和

0.1mSv/a。

3．水环境影响分析

本项目在销售、贮存、使用放射源和中子发生器的过程中不会产生废水。维保刻度过

程中使用水作为屏蔽，水循环利用，只添加消耗量。

项目新增辐射工作人员会产生生活污水，主要利用场区现有生活污水处理设施进行处

理，不会对周边地表水环境造成影响。

4．大气环境影响分析

在射线的照射下，空气吸收辐射能量，并通过电离作用产生臭氧和氮氧化物。

本项目源库及维保车间设有机械通风装置，通过机械通风，臭氧和氮氧化物可以得到

有效地扩散，对人体不会造成危害。

海上平台场所较为开阔，且测井过程中与空气接触时间较短，产生的

O3 和 NOx 总量

很少，且

O3 在空气中很快分解，在良好的扩散条件下，气体很快稀释和自然分解，对周

围环境影响很小。

5．固体废物环境影响分析

由于放射性衰变，随着放射性活度的降低，放射源在一定时间以后将无法继续满足使

用要求，需要淘汰放射源。中子发生器携带的氚靶在一定时间以后将无法继续满足原使用

要求，需要更换新的氚靶；或者由于中子发生器使用年限已到无法继续使用，需要整体报

废处理。而放射源及中子发生器中的氚靶依然具有一定的放射性强度，依然存在对环境保

护和人类健康的不利影响可能性，因此对于废旧放射源需要妥善处理。

根据《放射性测井辐射安全与防护》（

HJ1325-2023），放射性测井活动中产生的废

旧放射源应送交有资质的放射性废物集中贮存单位贮存，其中Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类废旧放射

源，按有关规定优先交回生产单位或原出口方。因此在淘汰放射源、中子发生器更换氚靶

或报废时，建设单位必须妥善处理废旧放射源及氚靶。建设单位与放射源、中子发生器的

生产厂家签订协议，本次评价的放射源、中子发生器使用寿期满后将由原生产厂家负责回

收。如果因特殊情况无法返回生产厂家，将送交具备相应资质的放射性废物集中贮存单位

115

贮存，并承担相关费用。

根据《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》的相关规定，在废旧放射源交

回生产单位或者送交废旧放射源收贮单位贮存活动完成之日起二十日内，报其所在地的省

级人民政府环境保护主管部门备案。

事故影响分析

辐射事故是指放射源丢失、被盗、失控事故；或者放射性同位素和射线装置失控导致

人员受到异常照射的事故。该公司使用的射线装置属

Ⅱ类射线装置，使用的放射源属Ⅱ类、

Ⅲ类、Ⅳ类和Ⅴ类放射源，结合公司在用放射源的实际情况，主要存在以下几种可能事故

工况：

（

1）测井用放射源

本评价项目发生事故的风险主要是不按相关操作规程操作而引起测井现场的误照射

或管理不善导致放射源丢失、被盗等事故，因此平时必须严格各项管理制度，定期检查各

项辐射安全措施，严格遵守操作规程。

1）误照射事故

由于管理不善，操作规程执行不到位，而造成测井现场相关人员的误照事故后处理的

原则是：

① 立即消除事故源，防止事故继续蔓延和扩大。

② 及时检查、估算受照人员的受照剂量。

③ 及时处理，出现事故后，应尽快集中人力、物力，有组织、有计划的进行处理。

缩小事故影响，减少事故损失。

④ 处理较复杂的事故时，应该在有资格的安全防护人员的指导和监督下进行，要对

事故处理人员进行辐射监测。

⑤ 在事故处理过程中，要在可合理做到的条件下，尽可能减少人员照射。

⑥ 事故处理后应累计资料，及时总结报告。

一旦有辐射事故发生，应及时处理，严格按辐射事故应急预案的相关规定响应。立即

查明原因，迅速纠正和终止照射，同时上报生态环境和卫生主管部门，由专业救援人员采

取相应的防护措施，对可能受到超剂量照射人员进行受照剂量估算，并根据实际情况判断

是否送往医疗单位进行医疗处理。

116

2）放射源辐射安全事故

① 丢失或被盗

如发生陆地场所（放射源库、维保间）使用放射源丢失时，当事人应立即保护现场并

启动应急程序，及时封锁现场，禁止人员进入，立即报告辐射安全管理领导小组，在

小时内报当地生态环境部门、公安部门，并在当地生态环境主管部门的部署下展开应急工

作，查找、搜寻丢失的放射源。

如发生海上使用或海上运输放射源，放射源泄露、丢失、被盗时，应立即时启动单位

应急预案。基地应急中心根据现场报告的信息，及时报告属地生态环境局及公安局，并配

合有关部门积极寻找。

② 放射源包装容器泄露

发现泄露后，现场负责人立即组织周围人员撤离，封锁现场，划定警戒区域，立即报

告辐射安全管理领导小组，由相关技术人员采取措施将放射源妥善收贮。

③ 源脱落

放射源在搬运过程中应轻拿轻放，如发现脱源后，现场负责人立即组织周围人员撤离，

封锁现场，划定警戒区域。立即报告辐射安全管理领导小组，由相关技术人员采取措施将

放射源妥善收贮。

安装

/拆卸放射源操作过程中发生放射源掉落入井内时，立即通知监护人员，同时通

知井队准备打捞作业。井队或作业小队准备带磁性的打捞工具（如强磁打捞器、

CCL 仪

器、核磁仪器等）进行打捞作业，在打捞过程工具即将出井时使用放射源检测表探测是否

有放射性，如果检测值升高，做好放射源出井准备。使用装源工具及应急工具等将放射源

固定在装源工具上，并放置至源罐中。

④ 卡源事故

测井结束后，从测井仪器内拆卸放射源时，因源螺丝滑扣、粘扣等原因，无法从测井

仪器源室中取出放射源。此时，因第一时间将情况汇报给测井队长，测井队长向监督报告，

启动现场处置方案。现场负责人立即组织周围人员撤离，封锁现场，划定警戒区域，安排

应急人员分组进行操作，将源卸下装入源罐内。

⑤ 灾害

当正在使用放射源箱受到撞击、火灾、地震等其它意外灾害时，应立即收回到贮存位，

并尽量将放射源运出灾害区域。如来不及，应立即组织周围人员撤离，封锁现场，划定警

117

戒区域。由相关技术人员采取措施将放射源妥善收贮。

一旦有放射事故发生，应及时处理，严格按放射事故处理规定等要求，同时上报主管

部门及生态环境主管部门，应及时采取措施，妥善处理，以减少和控制事故的危害影响，

并接受监督部门的处理，使污染程度控制在最小范围之内。

（

2）中子发生器

本评价项目发生事故的风险主要是不按相关操作规程操作而引起测井现场的误照射

或管理不善导致中子发生器丢失、被盗等事故，因此平时必须严格各项管理制度，定期检

查各项辐射安全措施，严格遵守操作规程。

1）中子发生器误照射事故

由于管理不善，操作规程执行不到位，在中子发生器未进入油气井或未到达井下一定

深度就对中子发生器通电发射中子，而造成测井现场相关人员的误照，事故后处理的原则

是：

① 立即消除事故源，防止事故继续蔓延和扩大。由于中子发生器是在通电的前提下

才能发射中子，所以在出现误照射事故后必须第一时间断开电源，停止中子的发射。

② 及时检查、估算受照人员的受照剂量。在设备出库、运输、使用前进行严格检查，

确保万无一失，估算工作人员受照剂量并佩戴个人剂量片，防止超剂量照射。

③ 出现事故后，应尽快集中人力、物力，有组织、有计划的及时处理。缩小事故影

响，减少事故损失。

④ 处理较复杂的事故时，应该在有资格的安全防护人员的指导和监督下进行，要对

事故处理人员进行辐射监测。

⑤ 在事故处理过程中，要在可合理做到的条件下，尽可能减少人员照射。

⑥ 事故处理后应将资料存档保存，及时总结报告。

2）中子发生器因外因导致破坏，致使氚泄漏，使工作人员或公众受到辐射照射，进

一步可能造成放射性污染。发现泄露后，现场负责人立即组织周围人员撤离，封锁现场，

划定警戒区域，立即报告辐射安全管理领导小组，由相关技术人员采取措施将放射源妥善

收贮。

3）中子发生器丢失或被盗，造成放射源丢失事故。首要任务是向公安、生态环境、

卫生部门报告，确定放射源的可能去向，并采取有效措施协助公安、生态环境、卫生部门

找回丢失或被盗的放射源。

118

一旦有放射事故发生，应及时处理，严格按放射事故处理规定等要求，同时上报主管

部门及生态环境部门，应及时采取措施，妥善处理，以减少和控制事故的危害影响，并接

受监督部门的处理，使污染程度控制在最小范围之内。

119

表

12 辐射安全管理

辐射安全与环境保护管理机构的设置

公司已成立了以刘天明为组长的辐射防护管理领导小组，并制定了放射防护管理人

员职责，主要内容包括：

一、辐射安全防护管理小组成员及职责如下：

组长：刘天明

副组长：王扬菊

方燕波

成员：顾岱生

毛露敏

罗弯弯

李吉成

许垒

刘周栋

於嘉欣

袁丹丹

姜迁

张业敏

组长职责：

负责宣贯有关辐射防护的法规

(办法)，制定辐射安全防护管理制度；联系、安排辐

射安全防护培训和在岗期间的定期培训及体检；接待协助上级主管部门来公司开展相应

督促检查工作。发生辐射事故时，及时上报，积极配合有关部门对辐射事故的调查、处

理。

成员职责：

负责贯彻落实有关辐射防护法规、办法和本公司辐射安全防护管理制度；接受相关

部门的监督和检查；负责辐射工作人员的培训、个人剂量监测及健康管理工作，建立相

关档案。发生放射事故及时向组长汇报，协同调查。

二、组长为兼职辐射安全防护管理人员，具体全面负责辐射安全防护作。其主要职

责是：

1、组织制定并落实辐射安全防护管理制度；2、定期组织对工作场所、源库保管和人员进行辐射安全防护检测和健康检查；督

促个人剂量监测，佩戴实施情况；

3、组织本机构放射工作人员接受专业技术、辐射安全防护知识及有关规定的培训

和健康检查；

4、制度辐射事件应急预案并组织演练；5、记录本机构发生的辐射事件并及时报告环保行政部门。

三、《放射事件应急预案》等相关制度并发布，请遵照执行。

本次在原有的基础上扩大放射工作的规模，应按照实际放射工作规模情况对辐射安

120

全与防护小组的职责进行调整完善，满足实际放射工作的要求。

辐射安全管理规章制度

按照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中的相关规定，该公司已成立了辐射

防护领导小组。在本项目报批后公司必须向生态环境主管部门重新申领《辐射安全许可

证》。

（

1）规章制度

公司已制定了一系列辐射防护管理制度，包括：《辐射安全与防护管理制度》主要

确定了辐射工作的总体要求，包括领导小组、人员培训、健康体检、年度辐射防护工作

检查评估等；《辐射防护和安全保卫制度》主要确定了辐射工作场所和工作人员的辐射

防护；《测井放射人员操作规程》主要确定了使用放射源进行测井作业的操作规程和要

求；《放射源使用操作流程》主要确定了放射源的储存使用流程；《放射性测井放射源

安全与防护制度》主要确定了工作人员的要求、作业前和作业时的放射防护要求；《放

射源运输流程》主要确定了放射源运输过程的主要流程和要求；《放射源存取操作规程》

确定了放射源库出入库的流程；《领用、归还台账登记制度》《放射源入库登记制度》

《放射源台账登记制度》等主要确定了工作人员对放射源进行领用并且进行登记的，以

及出入库登记的台账等要求；《放射源现场存放和使用管理规定》主要确定了放射源在

现场作业的存放和使用的流程和要求；《密度仪维护、维修制度》《放射源设备检修及

维护制度》主要确定了放射源及仪器的维护检修要求；《监测方案》确定了监测的目的

和监测的实施，对环境进行定期监测，对个人剂量定期检测；《人员培训计划》确定了

辐射工作人员应培训合格持证上岗，并做好各类保障和健康管理；

根据公司运行情况，公司已严格按照规章制度的要求进行操作管理。这些规章制度

能够很好地指导和规范公司现有辐射工作，避免辐射事故的发生。

后期，公司应根据本次项目情况，分期对规章制度进行完善，以匹配本次辐射工作

的要求。

（

2）人员管理及安全培训

1）现有情况

①公司现有

14 名辐射工作人员，已考核成绩合格。

②公司已组织辐射工作人员进行上岗前的职业健康检查，及时发现辐射工作人员职

业病及其他健康问题，并建立了个人健康档案。

121

2）后续要求

针对公司现有情况，及本项目建设后辐射活动规模变化的情况，仍需满足以下要求：

①根据生态环境部《关于做好

2020 年核技术利用辐射安全与防护培训和考核工作

有关事项的通知》（环办辐射函〔

2019〕853 号）和《关于核技术利用辐射安全与防护

培训和考核有关事项的公告》（

2019 年，第 57 号）精神，所有辐射工作人员必须通过

生态环境部举办的辐射安全和防护专业知识培训及相关法律法规的培训和考核，尤其是

新增的、转岗的人员，必须到生态环境部培训平台（

http:fushe.mee.gov.cn）自主培训并

参加考核取得成绩单，经考核合格后方可上岗，并按时接受再培训。

本项目现有核技术利用辐射安全与防护考核成绩合格辐射工作人员

14 人，后期如

新增辐射工作人员，要求新增工作人员需进行培训考核成绩合格后上岗；所有辐射工作

人员按每

5 年一次进行再考核。

②要求辐射工作人员配备个人剂量计，个人剂量计每

3 个月到有资质的单位检测一

次，并建立个人剂量档案，加强档案管理。

③对于新上岗工作人员，做好上岗前的健康体检，合格者才能上岗；所有辐射工作

人员每

2 年进行身体健康检查，并建立个人健康档案。在本单位从事过辐射工作的人员

在离开工作岗位时也要进行健康检查。公司建立个人健康档案，个人剂量档案应当保存

至辐射工作人员年满

75 周岁，或者停止辐射工作 30 年。

辐射监测

（

1）个人剂量监测

建设单位为辐射工作人员配备个人剂量计，检测光子辐射个人剂量及中子辐射个人

剂量。个人剂量计定期委托资质单位进行检定，并建立个人剂量档案，终身保存，常规

监测周期一般为

1 个月，最长不超过 3 个月。当发现个人剂量监测结果异常时，除记录

个人监测的剂量结果外，及时作进一步调查并及时上报。在新型放射源、新型测井设备

或测井新工艺投入测井使用前，建设单位对测井全过程操作人员的累积剂量进行评估。

（

2）辐射工作场所及环境监测

公司需委托有资质的监测单位，定期对源库、测井场所和维保刻度厂房周围环境进

行辐射监测，频次每年至少一次。贮存或载运放射源的容器一般每年进行一次辐射水平

监测。监测数据每年年底向当地生态环境主管部门上报备案。

122

表

12-1

辐射工作场所及周围环境辐射监测主要内容

序号

监测点位

监测项目

监测频次

备注

一期

二期

三期

源库四周屏蔽体外

30cm

处及周围环境。源库贮

源柜和贮源箱表面

30cm

处

源库、海上临时存放库四周屏蔽体外

30cm 处及

周围环

境。源库贮源柜和贮源箱表

面

30cm处

γ周围剂量当量率、中

子周围剂量当量率

运行期

1 次/

年

委托监

测

竣工验收监

测

1 次

放射性测井现场辐射源贮存设施屏蔽体外、控制区边界

外

γ周围剂量当量率、中

子周围剂量当量率或

中子计数率

含源测井仪操作及存放

时

1 次/年

竣工验收监

测

1 次

放射性测井现场井口及周围

环境

γ周围剂量当量率、中

子周围剂量当量率或

中子计数率

每次中子发生器停止运

行后

1 次/年

竣工验收监

测

1 次

运输货包外表面

5 cm、车辆驾驶员座

位、车辆外表面

30cm 处、2m 处等

γ周围剂量当量率、中

子周围剂量当量率

启运前

1 次/

年

竣工验收监

测

1 次

中子发生器测试、刻度控制

区边界

外；放射性测井仪校准区域控制区边

界外

中子周围剂量当量率

或中子计数率（如有中子源）、γ周围剂量当

量率

中子发生器

测试、刻度时

1 次/年

竣工验收监

测

1 次

辐射监测记录应建档保存，测量记录包括测量对象、测量条件、测量方法、测量仪

器及其编号、测量时间和测量人员等信息。及时对辐射监测结果进行评价，监测中发现

异常情况应及时调查原因并报告发证机关，同时采取去污等辐射防护整改措施。

（

3）放射防护检测要求

123

1）测井用放射源

①新放射源与设备投入测井使用前建设单位拟进行下列项目检测：

a）源库及测井现场辐射场周围剂量当量率；b）放射源的泄漏检测；c）放射源源罐表面、操作工具和下井仪器的放射性污染检测；d）源罐与防护屏蔽等的防护效果；e）源库内贮源柜与贮源箱屏蔽效果，源库屏蔽墙外周围剂量当量率；f）运源车内、外周围剂量当量率；g）装、卸源操作工具的长度和机械性能。

其中

d）、e）、f）项的检测采用经过检定校准的合适仪器现场选点检测，检测点

的选择依照具体工作情况具体设定，检测后填写检测记录。

② 测井用放射源投入测井使用后，对于上述

a）、c）、d）、e）、f）项每次进行

贮存或者使用运输时进行一次检测。

具体检测情况见表

12-2。

表

12-2

放射源检测

序号

检测情况

检测频次

备注

一期

二期

三期

投入使用前

投入使用后

源库现场辐射场周围剂

量当量率

源库现场辐射场周围剂量当

量率

源库及测井现场辐射场周围剂量当

量率

进行贮存或者使用运输

前，

1 次

每次进行贮存或者使用

运输时，

1 次

自行检

测

放射源的泄漏检测

进行贮存或者使用运输

前，

1 次

每次进行贮存或者使用

运输时，

1 次

自行检

测

放射源源罐表面放射性

污染检测

放射源源罐表面放射性污染

检测

放射源源罐

表面、操作工

具和下井仪器的放射性

污染检测

进行贮存或者使用运输

前，

1 次

每次进行贮存或者使用

运输时，

1 次

自行检

测

源罐与防护屏蔽等的防护效果

进行使用

前，

1 次

不定期

自行检

测

源库内贮源柜与贮源箱屏蔽效果，源库屏

蔽墙外周围剂量当量率；

进行贮存

前，

1 次

不定期

自行检

测

运源车内、外周围剂量当量率；

进行贮存或者使用运输

时，

1 次

每次运输时，

1 次

自行检

测

装、卸源操作

工具的长度

和机械性能。

进行使用

前，

1 次

不定期

自行检

测

124

2）测井用中子发生器

①新中子发生器投入使用前应进行下列项目检测：

a）刻度及测井辐射场周围剂量当量率；b）中子管工作结束后活化产物外照射周围剂量当量率。

②测井用中子发生器投入使用后的检测：

上述

a）项建设单位每次进行刻度或者测井时进行一次检测；上述 b）项在每次工

作完成后均进行检测。

结合上述测井用放射源情况和中子发生器的检测要求，建设单位配备了相应的辐射

监测设备，包括便携式

X-γ剂量率仪、表面污染仪、中子周围剂量当量仪等，用于本项

目常规辐射水平自行检测。

（

4）放射源的检测

①放射源的泄漏检测；

②放射源源罐表面、操作工具和下井仪器的放射性污染检测；

③源罐与防护屏蔽等的防护效果；

对于上述①、②项按照下表分类进行。

表

12-2

放射源泄漏检测要求

类别

放射源泄漏检测及放射性污染检测要求

仅贮存在源库不使用的放射源

抽取不少于

10%的放射源，每年进行一次检测

使用单位放射源数量小于等于

10 枚

每枚放射源均应每年进行一次检测

使用单位放射源数量大于

10 枚小于等于 50 枚

抽取不少于

50%的放射源，每年进行一次检测

使用单位放射源数量大于

50 枚

抽取不少于

20%的放射源，每年进行一次检测

如遇到下列情况之一时，建设单位及时进行上述①、②项检测：

——更换放射源的外壳或密封圈等特殊操作后；——放射源坠落井内或丢失、被盗后收回后；——由于各种原因怀疑放射源有损伤时。

在发现贮源罐或防护屏蔽明显变形或怀疑其内部结构有变化时，建设单位拟及时加

做上述③项检测。

放射源的泄漏检测及放射源源罐表面、操作工具和下井仪器的放射性污染检测方法

参见《油气田测井放射防护要求》（

GBZ118-2020）附录 B。

125

上述检测可由建设单位进行，在建设单位无法自行监测时委托有资质单位进行。

（

5）监测剂量限值

①源库内贮源柜表面

30cm 处周围剂量当量率不超过 100μSv/h。

②污物桶和放射性废物贮存设施表面

30cm 处周围剂量当量率不超过 25μSv/h。

③源库墙体、门窗、室顶等屏蔽体外

30cm 处周围剂量当量率不超过 2.5μSv/h。

④进行更换放射源外壳、密封圈或盘根等特殊操作时，防护屏蔽靠人体一侧的周围

剂量当量率小于

lmSv/h。

⑤测井用放射源源罐载源时，离放射源源罐表面

5cm 处的周围剂量当量率不大于

《放射性测井辐射安全与防护》（

HJ1325-2023）表 1 的控制值。运源车内外由中子、γ

射线导致的周围剂量当量率之和不大于《放射性测井辐射安全与防护》（

HJ1325-2023）

给出的控制值，即车辆外表面

30cm 处周围剂量当量率小于 0.1mSv/h，距运源车外表面

2m 处周围剂量当量率小于 2.5μSv/h，驾驶员位置周围剂量当量率小于 2.5μSv/h。

（

6）竣工环保验收

建设单位应根据核技术利用项目的开展情况，按照《建设项目竣工环境保护设施验

收技术规范核技术利用》（

HJ 1326-2023）的相关要求，对配套建设的环境保护设施进

行验收，自行或委托有能力的技术机构编制验收报告，并组织由设计单位、施工单位、

环境影响报告表编制机构、验收监测（调查）报告编制机构等单位代表以及专业技术专

家等成立的验收工作组，采取现场检查、资料查阅、召开验收会议等方式开展验收工作。

建设项目配套建设的环境保护设施经验收合格后，其主体工程方可投入生产或者使用；

未经验收或者验收不合格的，不得投入生产或者使用。“三同时”验收一览表见表

12-3。

表

12-3

“三同时”验收剂量及剂量率要求

验收内容

验收要求

剂量限值

根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（

GB18871-2002）和环

评报告建议，公众、职业照射剂量约束值执行

0.1mSv/a 和 5mSv/a。

剂量率控制水平

（

1）源库内贮源柜表面 30cm 处周围剂量当量率不超过 100μSv/h。

（

2）源库墙体、门窗、室顶等屏蔽体外 30cm 处周围剂量当量率不超

过

2.5μSv/h。

（

3）进行更换放射源外壳、密封圈或盘根等特殊操作时，防护屏蔽

靠人体一侧的周围剂量当量率小于

lmSv/h。

（

4）测井用放射源源罐载源时，离放射源源罐表面 5cm 处的周围剂

量当量率不大于《放射性测井辐射安全与防护》（

HJ1325-2023）表 1

的控制值，运源车内外由中子、

γ射线导致的周围剂量当量率之和不大

于《放射性测井辐射安全与防护》（

HJ1325-2023）的控制值。

126

由于本项目分成一、二、三期建设，先期建设放射源源库，终期进行放射源的测井

使用及维保刻度，建设按照分期建设实施的辐射防护措施分期进行验收。

表

12-4

“三同时”验收一览表

验收项目

“三同时措施”

验收要求

一期

二期

三期

屏蔽设计

放射源库的屏蔽防护详见本报告表

10-4。

（

1）源库内贮源柜

表面

30cm 处周围

剂量当量率不超过100μSv/h。（

2）源库墙体、门

窗、室顶等屏蔽体外

30cm 处周围剂

量当量率不超过2.5μSv/h。

辐射防护措施

① 本项目源库贮源

柜外表面设有标示所贮存放射源的源编码、核素种类、出厂活度、出厂时间以及贮存、取出记录的标签。

② 源罐单源单罐并

设有锁定装置；源罐的外表面设有放射源编码、核素种类、出厂活度和出厂时间的标签，并印有醒目的电离辐射标志和使用单位的名称。本项目拟采用中子源源罐尺寸大致为

Φ440×550mm ，采用

200mm 的含硼聚乙烯和

4mm 的不锈钢进行防护；其他放射源源罐尺寸大致为

Φ165×262mm，采

用

65mm 的铅和 10mm 的

不锈钢进行防护。

③源库的墙体、门窗

的材料与结构具有防盗与防火功能。源库存取源操作措施分期落实：一期工程源库贮存小于等于185GBq 的中子源和小于

18.5GBq 的γ放射源，主要采用人工的方式进行存取操作。中子管贮存于源库内

3#γ源存放间，并

设置防盗装置。存放间内无居住、办公场所，并且不会放置易燃、易爆等其

源库在一期的基础

上，按

照要求配备机械提升与传送

设备。

维保刻度

① 维保刻度区域尽量

远离周边环境保护目标。在工作时设置控制区，除辐射工作人员外，清空控制区的其他人员，并关闭生产厂房门窗。边界设置警戒线或栅栏及电离辐射警告标志，由专人值守。

②维保刻度区域设置声

光报警出束提示装置，声光报警装置与中子发生器高压开关连接，中子发生器处于通电出束状态时，声光提示报警。

③生产车间维保刻度区

域设置多个视频监控，所有视频信号送至放射源库的警卫室和综合楼监控室。

④在生产车间维保刻度

区域设置固定式区域辐射监测系统，在区域剂量超过设定阈值时，通过声光报警通知工作人员。工作人员及时撤离并采取应急措施，避免受不必要的辐射照射。

⑤中子管刻度在维保刻

度区域进行，设置

30m 的控

制区，边界设置警戒线或栅栏及电离辐射警告标志，由专人值守。配备

1 个中子刻

度筒，刻度筒长约

3m，直径

约

1m，筒中心有 1 个中心孔

用于插入中子发生器进行刻

满足《电离辐射防护与辐射源安全基

本标准》（

18871-2002）、《放

射性测井辐射安全

与防护》

（

HJ1325-2023）、

《剧毒化学品、放射源存放场所治安

防范要求》

(GA1002-2012)等

的相关要求

127

他危险物品。存放间温度、湿度等环境条件符合SY/T5419 要求。中子管使用专用推车转运，能有效避免碰撞、摩擦。

④ 源库建立放射源

出入库管理制度，钥匙由专人保管，双人双锁，建立台帐、出入库记录，定期盘点，源罐出入库均使用仪器检测确认源罐中是否具有放射源并记录。

⑤ 源库出入需要经

过授权审批后，库管和运输人员方可进出源库。源库出入口和警卫室设置声光报警系统。源库出入口、源库内部、登记室门口设置视频监控设备，所有视频信号送至放射源库的警卫室并预留接口至公司综合办公室，可实现源库周围全覆盖。源库应实施

24 小时持续有效

视频监控，视频录像记录保存时间不少于

90 天。

报警装置实现与当地公安

“110”联网。

⑥ 源库值班室作为

源库的监控中心，设置视频监视和入侵报警管理平台，并安排工作人员24 小时值班。

⑦完善放射源验收、

贮存、出入库、安全守卫、巡回检查、交接班检查等管理制度；完善放射源贮存台账、废旧放射源处置等台账，并随所贮存放射源变化情况及时更新。建立放射源验收、外来人员安全教育、出入库、巡回检查、交接班、人员

(设

备

)出入库区等记录。记

录保存期不应少于

2 年。

并建立各类档案进行管理。

⑧ 值班人员按巡回

检查制度检查并填写巡回检查记录。对进入库区的外来人员进行安全教

度，筒外壳为钢制，筒中装有纯净水。

⑥ 进行更换放射源外

壳、密封圈或盘根等特殊操作时，采用专用操作工具和防护屏蔽（

10mm 铅屏风）等

设备。应先使用模拟源进行熟练操作后再对真源进行操作。操作人员应佩戴个人剂量报警设备，轮流操作，减少操作时间。

⑦搬运或传递放射源的

工具使放射源与人体间保持适当的距离，不应徒手操作放射源。无机械化操作时，根据源的不同活度，使用符合要求的工具。⑧放射工作人员须正确佩戴个人剂量计及剂量报警装置。海上测井作业

① 海上油气测井作业

前应制定详细的作业计划，对海上油气测井地点及其现场状况、作业时段、所用警示标志及信号等进行确认。作业前应通过平台管理方做好事前安排，将开展测井作业的时段、地点等信息充分告知作业区域附近的一般工作人员。

② 开展测井作业前，需

再次对作业区域进行检查，同时采取声、光预警方式提醒无关人员撤离，确保没有无关人员在作业区域内逗留。

③ 测井作业期间，放射

工作人员须正确佩戴个人剂量计及剂量报警装置。

④ 作业开始前应根据

估算和经验划定并标志出控制区和监督区边界，在作业期间要借助剂量率仪进行检测或修正；划定后，在控制区边界上设置警戒线和警告标志并采取警告措施，所有入口用电离辐射警示牌标明，防止无关人员进入边界以内的操作区域。

⑤搬运或传递放射源的

128

育，填写外来人员安全教育记录和人员

(设备)出入

库区记录。⑨加强退役辐射源的管理，废放射源由厂家或具有资质的单位回收，公司不得随意处置。

工具使放射源与人体间保持适当的距离，不应徒手操作放射源。无机械化操作时，根据源的不同活度，使用符合要求的工具。

⑥中子发生器从井口进

入地平面

10m 以下后方可发

射中子。中子发生器回收时，应在地平面

10m 以下关闭，

中子发生器出井后应由放射工作人员进行擦拭清理，回运过程中距离人员应大于1m。放射性废物

放射源及射线装置在报废后由生产厂家回收处置。如果因特殊情况无法返回生产厂家，将送交具备相应资质的放射性废物集中贮存单位贮

存，并承担相关费用。

辐射监测

制定满足管理要求的辐射监测制度；监测记录存档；辐射工作人

员定期进行个人剂量监测，并建立健康档案。

满足《放射性测井辐射安全与防护》（

HJ1325-2023）的

要求。

规章制度

制定有各项安全管理制度、操作规程、工作人员考核计划等。辐射安全管理制度和操作规程得到宣贯和落实。根据实际情况更新

增补。

满足《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》和《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》中的有关要求

人员持证情况

辐射工作人员均须通过核技术利用辐射安全与防护考核成绩合

格。所有辐射工作人员按每

5 年一次进行再考核。

辐射事故应急预案

辐射事故应急预案符合工作实际，应急预案明确了应急处理组织

机构及职责、处理原则、信息传递、处理程序和处理技术方案等。

配备必要的应急器材、设备。针对使用射线装置过程中可能存在的风险，修改完善应急预案，落实必要的应急装备。进行辐射事

故（件）应急演练。

辐射事故应急

现阶段已有

为有效预防和及时控制突发放射性事故，规范放射工作防护管理、运输过程中和突

发放射性事故的应急处置工作，提高应对辐射事故的能力，切实保障工作人员及公众的

生命安全，根据《放射性同位素与射线装置安全与防护条例》（国务院第

449 号令）、

其他有关法律、法规的规定和职能管理部门要求，并结合自身实际，公司已制定《辐射

事故应急处理方案》。本公司运行期间，未发生辐射事故。

现阶段，《辐射事故应急处理方案》大致如下：

（

1）应急组织机构及职责

129

公司辐射事故应急领导小组由总经理刘天明担任组长，安全管理员、项目经理任小

组成员，负责领导小组的日常工作。

辐射应急领导小组的主要职责是：

a、贯彻执行国家辐射应急的方针政策和辐射应急工作要求 b、负责向省环保局、市

环保局报告辖区内发生的辐射应急事故或事件。

c、建立辐射应急响应网，组织制订公司的辐射应急响应方案做好应急准备工作。d、应急终止后，组织相关人员进行整改及应急演习、练习。e、配合省市环保局组织事故调查。

项目部应急处理领导小组的主要职责：

a、组织宣传、贯彻国家辐射应急工作的方针政策及公司应急作要求。b、制定并及时修订项目部辐射应急响应方案，负责组织应急准备工作。c、配合公司完成应急期间的通信联络、信息资料的接收；配合省、市环保局组织

事故调查和环境监测。

d、完成公司辐射应急领导小组指定的其它辐射应急准备和响应工作，并定期向公

司辐射应急领导小组报告工作。

（

2）应急准备

1）应急人员的组织和培训

针对公司开展放射工作的实际情况和需要，由辐射安全管理领导小组定期组织开展

辐射事故应急培训与应急演练，具体培训内容包括辐射防护基本知识、防护措施和干预

原则及干预水平、核应急计划和执行程序、核应急所需的专业知识和操作技能，不断提

高应急反应及救援能力，确保在突发放射事故时能够及时、安全、有效地开展应急工作。

2）应急物资和装备

有关部门应做好放射事故应急物资和装备准备，包括：个人剂量计、个人防护设备

(铅防护服、铅眼镜、铅围脖等)、辐射剂量报警仪、辐射剂量检测仪等应急监测仪器，

配备车辆、照相机、录音机等设备，并及时更新和维护。

3）资金保障

有关部门应做好辐射事故应急保障经费预算，用于人才培养、应急物资配备与更新、

培训与演练，以确保放射事故应急所需至今到位。

（

3）辐射事故分级与应急响应

130

1）辐射事故分级

根据放射事故的性质、严重程度、可控性及造成人员的伤亡和危害程度，分为特别

重大放射事故

(I 级)、重大放射事故(I 级)、较大放射事故(II 级)和一般放射事故(IV 级)

四个等级。

a、特别重大放射事故（I 级）：指 1 类、I 类放射源丢失、被盗失控造成大范围严

重辐射污染后果，或者放射性同位素和射线装置失控导致

3 人以上(含 3 人)急性死亡。

b、重大放射事故（Ⅱ级）：指 I 类、I 类放射源丢失、被盗、失控或者放射性同位

素和射线装置失控导致

2 大以下含 2 人)急性死亡或 10 人以上(含 10 人)急性重度放射病、

部器官残疾。

c、较大放射事故（Ⅲ级）：指类放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和

射线装置失控导致

9 人以下(含 9 人)急性重度放射病、局部器官残疾。

d、一般放射事故（IV 级）：指 IV 类、V 类放射源丢失、被盗、失控，或者放射性

同位素和射线装置失控导致人员受到超过年剂量限值的照射。

2）辐射事故的应急响应

①辐射应急组织的启动

各类事故在发生后，必须及时通知所在项目辐射应急办，项目辐射应急办应迅速报

告公司应急领导小组，领导小组及时上报省市、环保局，请求提供指导和支援

②辐射应急组织应急期间工作联络原则

a、各岗位任务明确、尽职尽责，联络渠道明确、固定；b、联络用语规范，严格执行记录制度。

③应急响应程序

辐射事故的应急状态大体可分为以下两种状态：

第一种状态：源或放射性物质确认处于设施内部

(或运输容器内)或一个环境位置清

楚的小范围内，且源未发生泄漏或放射性物质污染只有轻微的局部弥散。

第二种状态：源完全失控，处于设施外地点不明处；或源的泄漏或放射性物质污染

已波及至大面积环境范围。运输过程发生交通事故亦属于此种应急状态。对这类应急，

当事人立即报告所在项目部或公司应急领导小组，并在省市环保局辐射事故应急领导小

组的指导和支持下进行应急响应。

④应急终止和恢复

131

a、应急终止条件：事故已得到控制，现场已经或即可恢复到安全状态。采取一切

必要的防护措施消除污染，保护公众安全，使事故的长期后果可以引起的辐射降至最低

限度

b、应急终止程序：辐射事故所导致的应急状态的终止，由省环境保护局辐射应急

负责人批准。

c、根据实践的经验，对应急响应方案和执行程序进行修改和完善。

（

4）辐射事故调查、报告和处理程序

1）事故调查：应急终止后，项目辐射应急办应对事故进行调查，指导事故部门或

事故责任人查出事故原因，防止类似事故的重复出现。

2）事故报告：项目辐射应急办将调查结果形成总结报告，向公司辐射应急领导小

组进行汇报，再由公司辐射应急领导小组负责向环境保护主管部门、公安部门、卫生部

门等进行汇报。

3）根据实践的经验，对应急响应方案和执行程序进行修改和完善。

建成后完善

公司已制定放射事故应急处理方案，后续应根据本次新增的辐射活动变化的情况，

调整完善应急预案，以满足变化后的相关要求。

根据《放射性同位素与射线装置安全和防护条例（

2019 年修改）》第四十一条规

定，公司应根据可能产生的辐射事故风险，制定本单位的应急预案，做好应急准备。

公司根据本次辐射工作调整后的辐射事故应急预案也应包括下列内容：

（

1）应急机构和职责分工；

（

2）应急人员的组织、培训以及应急和救助的装备、资金、物资准备；

（

3）辐射事故分级与应急响应措施；

（

4）辐射事故调査、报告和处理程序；

（

5）生态环境、卫生和公安部门的联系部门和电话。

（

6）编写事故总结报告，上报生态环境部门归档。

发生辐射事故时，公司应当立即启动本单位的辐射事故应急预案，采取必要的防范

措施并在

2 小时内填报《辐射事故初始报告表》。对于发生的误照射事故，应首先向当

地生态环境主管部门报告，造成或可能造成人员超剂量照射的，应同时向当地卫生主管

部门报告。如发生放射源被盗的事故，则还须向公安部门报告。

132

公司应新增应急物资，包括应急处理工具（如长柄钳等），电离辐射警告标志和标

识线，应急放射源屏蔽材料或容器，消防和通讯设施、设备等，以满足应急的需求。油

气田测井如发生放射性污染事故，可参照《油气田测井放射性防护要求》

（

GBZ118-2020）

附录

A 的要求，进行应急处理和采取应急措施。

公司将在后期运营过程中定期组织辐射事故应急演练。

133

表

13 结论与建议

13.1 实践的正当性

浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务有限公司建设放射源库项目，主要使用中子源、

γ源等放射源及中子管等射线装置进行测井工作，并对这些放射源及射线装置进行储存和

维保刻度。项目的建设是为了更好提升

“第三方”服务质量，填补公司在放射源测井工作方

面的空白，扩大公司的业务范围，增强公司的市场竞争力，其放射源及射线装置的储存和

使用所致辐射工作人员和周围公众成员的剂量符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标

准》（

GB18871-2002）中关于“剂量限值”的要求。因而，只要按规范操作，该项目是符

合辐射防护

“正当实践”原则，该项目的建设是正当可行的。

13.2 选址合理性

本项目在舟山市定海区岑港街道租用舟山市顺盛信息咨询有限公司场地进行放射性

测井涉及的放射源及射线装置的储存，并在公司现有厂房内设置维保刻度区域开展放射源

的维保刻度工作。项目地理位置示意图附图

1。

本项目设置源库位于舟山市定海区岑港街道山脚下，源库东侧为山体边坡，南侧为山

边空地，西侧为道路，北侧为空地。源库周边

50m 范围内内无居民点、医院、学校及厂

区宿舍楼等环境保护目标。

本项目维保刻度区域设置于公司现有厂房（租用浙江舟山赫伯特物流管理有限公司厂

房）内西南侧，厂房东侧为公司现有用房及食堂等，距离约

42m，在往东为保安室，距离

约为

72m；南侧为厂区内道路，再为空地；西侧为厂区空地，再为海域；北侧为厂房内道

路，再为定海良港船厂，距离约为

50m；东北侧为厂区内综合楼，距离约为 50m。

本项目海上平台为非固定场所，四面环海，一般设测井口、放射源箱（放射源及射线

装置）暂存区、生活区等。周边无其他居民点、医院、学校及厂区宿舍楼等环境保护目标。

根据辐射环境影响分析，本项目的进行对周边环境的辐射影响较小，故本项目的选址

合理可行。

13.3 辐射安全与防护分析

源库已设置辐射屏蔽防护措施，拟建维保刻度区域采用距离防护。设置相应的辐射安

全与防护措施，如防护门、红外探测器、视频监控、固定式剂量检测仪、警告标志、通风

装置等，且放射源库设有实体围墙，并采用双人双锁，围墙入口处设有警卫室。建设单位

为辐射工作人员配备防护用品及个人剂量计和个人剂量报警仪，并配备相应的辐射监测仪

器等。本项目辐射安全与防护措施能够满足标准的要求。

134

13.4 辐射环境影响预测评价

根据预测，本项目正常运行下各关注点的周围剂量当量率满足《放射性测井辐射安全

与防护》（HJ1325-2023）《油气田测井放射防护要求》（

GBZ118-2020）及相关标准的

要求。

辐射工作人员和公众年受照剂量均低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》

（

GB18871-2002）中关于“剂量限值”的要求，也低于本报告提出的约束限值 5mSv/a 和

0.1mSv/a 要求。13.5 辐射安全管理

公司已成立辐射安全与环境保护管理领导小组全面负责辐射安全与环境保护管理。

已制定辐射安全事故应急方案，已制定相关规章制度，本次拟根据本次建设内容相关情况

进行补充完善。现有辐射工作人员均参加核技术利用辐射安全与防护考核，成绩合格且均

在有效期内，新增辐射工作人员应在考核成绩合格后上岗。在落实各项辐射安全管理措施

后能够有效控制辐射风险。

13.5 环保可行性结论

浙江舟山群岛新区东晓海洋石油服务有限公司放射源库项目的建设不属于国家产业

结构调整指导目录（

2024 年本）“限制类和淘汰类”项目。项目在落实本报告提出的各项

污染防治措施和辐射环境管理制度后，其具备从事相应辐射工作的技术能力。从辐射环境

保护角度论证，此项目的建设和运行是可行的。

建议和承诺

1）该项目运行中，应严格遵循操作规程，加强对操作人员的培训，杜绝麻痹大意思

想，以避免意外事故造成对公众和职业人员的附加影响，使对环境的影响降低到最低。

2）各项环保设施及辐射防护设施必须正常运行，严格按国家有关规定要求进行操作，

确保其安全可靠。

3）定期进行辐射工作场所的检查及监测，排除事故隐患，把辐射影响减少到“可合理

达到的尽可能低水平

”。

135

表

14 审批

下一级环保部门预审意见：

公章

经办人

年

月

日

审批意见：

公章

经办人

年

月

日

标标达分站

华东：

上海江苏浙江安徽福建山东

华北：

北京天津河北山西内蒙古

西南：

重庆四川贵州云南西藏

东北：

黑龙江辽宁吉林

华南：

广东广西海南

西北：

陕西甘肃青海宁夏新疆

华中：

河南湖北湖南江西

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