Khóa luận Các nguyên tố phóng xạ và ảnh hưởng của bức xạ gamma trong tự nhiên

Các nguyên tố phóng xạ và ảnh hưởng của bức xạ gamma trong tự nhiên Mục lục Mở đầu Nhiều nghiên cứu ở trong nước cũng như nước ngoài đã sử dụng các kỹ thuật hạt nhân để đánh giá độ nhiễm bẩn phóng xạ tự nhiên. Đặc biệt đã có một bảng số liệu cho các loại đất đá về các đồng vị phóng xạ tự nhiên cho các nước khác nhau trong UNSCEAR - NewYork - 1988 bằng số liệu thực nghiệm chứa các mức trung bình của bức xạ vũ trụ và các trường bức xạ, các phóng xạ của khí Radon trên các địa dư hành chính của các nước trong những thời gian xác định. Tuy nhiên các số liệu luôn có sự biến đổi, vì các đồng vị này luôn luôn bị phân rã trong môi trường.Vì vậy nghiên cứu các số liệu này biến đổi theo thời gian, theo không gian cũng là những việc cần làm. Hơn nữa ở nước ta nghiên cứu này không được triển khai thường xuyên và cũng chưa ở một diện rộng, mới chỉ đo ở các vùng cục bộ. Do đó có thể nói chúng ta chưa có số liệu cơ bản ban đầu một cách đầy đủ, mà mới chỉ đo một vài điểm đặc trưng, đặc biệt chưa theo dõi suất liều trên cơ sở số liệu về hàm lượng phóng xạ tự nhiên ở trong thời gian từ năm 1980 đến 1998. Mục đích của khoá luận này tôi nghiên cứu cả hai phương pháp đo hàm lượng và suất liều trong cùng một không gian và thời gian ở một số địa điểm đặc trưng của khu đất Đại Học Khoa Học Tự Nhiên-Hoà Lạc, bằng hệ thiết bị detector bán dẫn siêu tinh khiết. Đây là các số liệu cơ bản ban đầu cả về hàm lượng lẫn suất liều được đo, qua đó chúng ta có thể đánh giá được các loại đất đá ở khu vực này, cũng như ảnh hưởng của suất liều đến môi trường xung quanh. Ngoài ra, việc nghiên cứu hàm lượng phóng xạ của các nguyên tố phóng xạ giúp chúng ta tìm kiếm quặng phóng xạ cũng như việc tìm kiếm các nguyên tố cộng sinh với các nguyên tố phóng xạ. Hoàn thanh khoá luận này tôi xin chân thành cảm ơn sự giúp đỡ tận tình của PGS.TS Đặng Huy Uyên, tập thể cán bộ trung tâm vật lý hạt nhân, đặc biệt là GS.TS Trần Đức Thiệp, PGS.TS Nguyễn Văn Đỗ và thầy Nguyễn Văn Khuê những người đã tận tình giúp đỡ em trong thời gian vừa qua. Bản khoá luận này là kết quả của quá trình 4 năm học tập trong trường với sự giảng dạy của thầy cô giáo, là sự tổng hợp kiến thức của bản thân trong thời gian học, cũng như trong quá trình đi thực tập tại trung tâm Vật lý hạt nhân. Mặc dù đã cố gắng học hỏi, tìm tòi nghiên cứu các tài liệu, cũng như được sự hướng dẫn tận tình của thầy cô giáo và sự giúp đỡ của bạn bè. Nhưng do thời gian hạn hẹp, khả năng và kinh nghiệm còn có hạn, nên không thể tránh khỏi sai sót, rất mong được sự góp của quý thầy cô cùng tất cả các bạn. Xin chân thành cảm ơn! Hà Nội tháng 06 năm 2003 các nguyên tố phóng xạ và ảnh hưởng của bức xạ gamma trong tù nhiên. Các nguyên tè phóng xạ trong tự nhiên. Trong tự nhiên có sẵn những đồng vị có tính phóng xạ, đó là các đồng vị phóng xạ tự nhiên. Về nguồn gốc phát sinh, người ta chia chúng thành 3 nhóm: + Nhóm thứ nhất: Theo quan điểm hiện nay, các đồng vị thuộc nhóm nàyliên quan đến sự tổng hợp chúng khi hình thành thái dương hệ. Chu kỳ bán rã của các hạt nhân này vào cỡ tuổi trái đất(cỡ 5x109 năm). Nhóm này bao gồm các nguyên tè 238U,232Th,40K,87Rb,24Sn... và một số hạt nhân rất hiếm khác. + Nhóm thứ hai: Nhóm này sinh ra do sự phân rã và phân chia tự phát của nhóm thứ nhất. Chúng có chu kỳ bán rã từ bé hơn 1 giây đến 104¸ 105 năm. +Nhóm thứ 3: Bao gồm các hạt nhân phóng xạ tự nhiên còn lại, chúng sinh ra do những nguyên nhân ngoài trái đất như do tương tác của các tia vũ trụ có năng lượng cao với khí quyển, đó là các nguyên tố như:3H,HHhhhhHHHHHHH 7Be, 10Be, 14C... và một số nguyên tố sinh ra do sự bắt notron hay có nguồn gốc từ các thiên thạch trong vũ trụ đi vào trái đất. Các đồng vị phóng xạ tự nhiên tạo thành các dãy cơ bản là 238U, 235U, và 232Th. Chúng tạo thành các dãy tương ứng là Uran, Actino Uran và Thori. Các dãy cơ bản trên đều bắt đầu bằng đồng vị phóng xạ có chu kỳ bán rã lớn (238U: T1/2=4,5.109 năm, 235U: T1/2=7.108 năm và 232Th: T1/2=45.109 năm) và kết thúc bằng các đồng vị chì bền (Pb). Hàm lượng của các nguyên tố phóng xạ tự nhiên trong đất đá được quy định bởi hoạt độ đá mẹ và tập hợp các quá trình tạo thành đất đá. Trong đó tồn tại các đồng vị phóng xạ có chu kỳ bán rã dài như 40K, 87Rb, 238U, 232Th. Các đặc trưng cơ bản như chu kỳ bán rã, hàm lượng trong các hợp chất tự nhiên của các đồng vị phóng xạ này được đưa ra ở bảng sau đây: Bảng 1: Chu kỳ bán rã và hàm lượng của một số đồng vị phóng xạ tù nhiên Đồng vị Hàm lượng trong hợp chất tự nhiên của đồng vị (%) Chu kỳ bán rã (năm) 40K 0,019 1,39.109 87Rb 27,85 5,0.1010 232Th 100 1,4.1010 235U 0,7 7,1.108 238U 99,28 4,5.109 Đồng vị phóng xạ của Kali -40K. 40K là đồng vị phóng xạ vừa phân rã b+,vừa phân rã b- đồng vị chiếm K. Khi 40K phân rã b- sẽ biến thành 40Ca. Hạt nhân con được tạo thành ở trạng thái cơ bản. Xác suất của quá trình này là 89 %. Chỉ có 11% 40K phân rã b+ hoặc chiếm K trở thành 40Ar. Hạt nhân con 40Ar ở trạng thái kích thích khi trở về trạng thái cơ bản có năng lượng 1,46 MeV. Vì vậy bức xạ gamma 1,46 MeV là bức xạ đặc trưng của 40K. Chu kỳ bán rã của 40K là 1,39.109 năm. Từ khi hình thành trái đất đến nay lượng 40K đã giảm đi 8 lần. Các đồng vị phóng xạ của Thori và Uran 232Th, 235U,238U Cả 3 đồng vị phóng xạ trên đều là những đồng vị phân rã alpha. Các sản phẩm con cháu của 3 đồng vị trên đều không bền. Khi tạo thành chúng lại tiếp tục phân rã tạo thành 3 dãy tự nhiên. Cả 3 dãy phóng xạ trên đều được kết thúc bởi đồng vị phóng xạ chì bền. Các đồng vị phóng xạ thuộc dãy phóng xạ 232Th có số khối được mô tả theo công thức A=4n, với n là số nguyên biến đổi từ 52 đến 58. Các đồng vị phóng xạ thuộc dãy 235U có số khối được mô tả theo công thức A= 4n+3, với n là số nguyên biến đổi từ 51 đến 58. Các đồng vị phóng xạ thuộc dãy 238U có số khối được mô tả theo công thức A= 4n+2, với n là số nguyên biến đổi từ 51 đến 59. Dãy phóng xạ 232Th được bắt đầu từ 232Th và kết thúc bởi đồng vị chì bền 208Pb trải qua 6 phân rã a và 4 phân rã b: 232Th 228Ra 228Ac 228Th 224Ra (1,4.1010 năm) (5,7 năm) (6,13 giê) (1,9 năm) (3,64 ngày) 220Rn a 216Po a 212Pb b 212Bi b 212Po a a (5,3 giây) (0,445 giây) (10,6 giê) (60,6 phót) (3.10-7giây) 208Tl b 208Pb (bền) (3,1 phót) Dãy phóng xạ 238U được bắt đầu từ 238U và kết thúc bởi đồng vị chì bền 208Pb trải qua 8 phân rã a và 4 phân rã b: 238U 234 Th 234Pa 234 U 230 Th (4,5.109 năm) (24,1 ngày) (117 phót) (2,5.105 năm) (8,0.104năm) 226 Ra 222 Rn a 218Po a 214 Pb b 214 Bi (11,6.103năm) (3,82 ngày) (3,05 phót) (26,8 phót) (19,7 phót) 214Po a 210 Pb 210 Bi 210 Po 206 Pb(bền) . (1,6.10-4giây) (20,4 năm) (5 ngày) (138 ngày) Dãy phóng xạ 235U, gọi là dãy Actini, được bắt đầu từ 235U và kết thúc bởi đồng vị chì bền 207Pb trải qua 7 phân rã a và 4 phân rã b: 235U a 231 Th 231 Pa a 227 Ac 223 Fr (7,1.108 năm) (225giê) (3,25 năm) (21,6 năm) (22 phót) 227Th a 223Ra a 219Rn (18,2 ngày) (11,44năm) (4,0 giây) 215Po a 211 Pb 211 Bi b 211 Po 207 Pb(bền) (1,78.10-3giây) (36,1 phót) (2,16giây) (0,5 giây) a b 207Tl (4,79 phót) Đặc điểm của các dãy phóng xạ tự nhiên và hiện tượng cân bằng phóng xạ. Cả 3 dãy phóng xạ đều bắt đầu từ các hạt nhân phân rã a, có chu kỳ bán rã rất lớn so với chu kỳ bán rã của các hạt nhân con cháu trong dãy. Do tuổi của các mẫu quặng rất lớn, cỡ tuổi của Trái Đất, do đó đến nay các dãy phóng xạ đều xảy ra hiện tượng cân bằng phóng xạ. Khi hiện tượng này xảy ra, hoạt độ phóng xạ của các nguyên tố trong cùng một dãy đều bằng nhau. Ta có phương trình cân bằng phóng xạ sau: l1N1 = l2N2 =....= l1Ni Trong đó: li là hằng số phân rã phóng xạ của nguyên tố thứ i N1 là hoạt độ phóng xạ của nguyên tố thứ i Khi đó nếu biết hoạt độ phóng xạ của một nguyên tố nào đó trong dãy, sẽ suy ra được hoạt độ phóng xạ của các hạt nhân khác, và do đó biết được hàm lượng của các nguyên tố trong dãy. Trong địa chất quan tâm đến hàm lượng của các nguyên tố U, Th, K. Trong cả 3 dãy phóng xạ tự nhiên các nguyên tố phóng xạ ở đầu dãy khi phân rã, hạt nhân con được tạo thành thường ở trạng thái cơ bản hoặc ở trạng thái kích thích thấp. Do đó, các bức xạ gamma do các nguyên tố đầu dãy phát ra có cường độ thấp. Các nguyên tố cuối dãy khi phân rã hạt nhân con được tạo thành ở trạng thái kích thích có năng lượng cao. Vì vậy, các nguyên tố này khi phân rã sẽ phát ra các bức xạ gamma có năng lượng lớn và cường độ mạnh. Cho nên có thể sử dụng các nguyên tố này để phân tích và xác định hàm lượng của Uran, Thori và Kali trong đất đá. Hoạt độ phóng xạ alpha của dãy 235U chỉ cỡ 5% hoạt độ phóng xạ alpha của dãy 238U. Cường độ bức xạ gamma do các nguyên tố trong dãy phóng xạ 238U rất mạnh so với cường độ bức xạ gamma do các nguyên tố phóng xạ trong dãy 235U và 232Th phát ra. Cả 3 dãy phóng xạ 238U, 235U, 232Th đều chứa 3 đồng vị phóng xạ của Radi là 226Ra, 222Ra và 224Ra. Các đồng vị phóng xạ này đều phân rã a tạo thành đồng vị phóng xạ của Radon. Các đồng vị phóng xạ của Radon là 222Rn, 219Rn và 220Rn. Khi đồng vị phóng xạ 219Rn tương tác với một proton tạo nên hạt nhân dật lùi và ở trạng thái đó nó có thể bay ra khỏi đất đá đi vào khí quyển. Đây là một trong những nguyên nhân gây ra tính phóng xạ của không khí. Quy luật phân bố của các nguyên tố phóng xạ trên trái đất. Nghiên cứu phân bố hay hàm lượng cả các nguyên tố phóng xạ trong các loại đất đá cơ bản của Trái Đất sẽ cho phép tìm hiểu vai trò của các quá trình hạt nhân trong lịch sử hình thành của Trái Đất và các quá trình biến đổi địa chất đã xẩy ra. Quy luật phân bố của Uran và Thori trong vỏ Trái đất. Trong đất đá Uran và Thori tồn tại dưới dạng UO2 và ThO2. Các loại đất đá khác nhau có hàm lượng Uran và Thori khác nhau. Hàm lượng trung bình của Uran và Thori cũng như tỷ số về hàm lượng của chúng là một trong những thông số đặc trưng cho từng loại đất đá và nguồn gốc của nó. Bảng dưới đưa ra hàm lượng trung bình của Uran và Thoritrong các loại đá macma và tỷ số về hàm lượng của Uran và Thori. Đặc trưng nổi bật của loại đá macma là tỷ số giữa hàm lượng của Uran và Thori (Th/U) luôn luôn lớn hơn 1, mặc dù hàm lượng của Uran và Thori trong các loại đất đá này là khác nhau. Tỷ số này biến thiên trong khoảng từ 2,7 đối với đá Peridiot đến 4 B¶ng d­íi ®­a ra hµm l­îng trung b×nh cña Uran vµ Thoritrong c¸c lo¹i ®¸ macma vµ tû sè vÒ hµm l­îng cña Uran vµ Thori. §Æc tr­ng næi bËt cña lo¹i ®¸ macma lµ tû sè gi÷a hµm l­îng cña Uran vµ Thori (Th/U) lu«n lu«n lín h¬n 1, mÆc dï hµm l­îng cña Uran vµ Thori trong c¸c lo¹i ®Êt ®¸ nµy lµ kh¸c nhau. Tû sè nµy biÕn thiªn trong kho¶ng tõ 2,7 ®èi víi ®¸ Peridiot ®Õn 4¸5,0 đối với đá Granit có tính kiềm. Bảng 2: Hàm lượng trung bình (ppm) của Uran và Thori trong các loại đá macma. Loại đá U Th Th/U Loại đá xâm nhập: Đá peridiot, peoxen 0,03 0,08 2,7 Đá gabro, đá diaba 0,6 1,8 3,0 Đá điorit 1,8 6,0 3,3 Đá plagionit 2,7 9,6 4,0 Đá granit 4,5 18,0 4,0 Đá granit có tính kiềm » 6,0 25,0 4,0¸5,0 Các loại phun trào: Đá diaba, đá bazan 0,7 2,3 3,2 Đá andezit 1,2 4,0 3,3 Đá liparit 4,7 19,0 4,0 Đối với các loại đá trầm tích, tỷ số Th/U biến thiên trong khoảng rộng và có loại tỷ số nhỏ hơn 2. Đặc điểm này được thể hiện ở bảng 3 dưới đây: Bảng 3: Hàm lượng trung bình (ppm) của các loại đá trầm tích. Loại đá U Th Th/U Đá có nguồn gốc lục địa: Đá cuội kết 2,4 9,0 3,7 Đá sa thạch 2,9 10,0 3,6 Đá alginit (sét kết) 4,0 11,5 2,4 Đá cuội kết thạch anh 6,3 31,0 5,1 Đá phiến sét chứa than >10¸20 15,0 <1,0 Các loại đá silic: Đá phiếm sét silic 2,8 6,2 2,2 Đá phiếm silic 1,7 2,2 1,2 Các loại đá cacbonat: Loại đá U Th Th/U Đá vôi 1,6 1,8 1,1 Đá macma 2,8 2,5 0,9 Đá dolomit 3,7 2,8 0,8 Các loại đá chứa muối: Đá thạch cao khan 1,0 1,0 1,0 Mỏ muối 0,9 1,0 1,1 Than đá 3,4 4,8 1,4 Đá phiếm dầu mỏ <100 10¸15 <0,5 Quy luật phân bố của Kali và Rubidi trong đất đá: Trong điều kiện tự nhiên cả Kali và Rubidi đều có hoà trị 1, chúng tồn tại ở trạng thái liên kết ion và đều là các kim loại thuộc nhóm kim loại kiềm. Trong ®iÒu kiÖn tù nhiªn c¶ Kali vµ Rubidi ®Òu cã hoµ trÞ 1, chóng tån t¹i ë tr¹ng th¸i liªn kÕt ion vµ ®Òu lµ c¸c kim lo¹i thuéc nhãm kim lo¹i kiÒm.40K chiếm khoảng 0,0119% lượng Kali tự nhiên, còn 87Rb chiếm khoảng 27,85% Rubidi tự nhiên. Hàm lượng trung bình của Kali và Rubidi cũng như tỷ lệ hàm lượng của chúng trong các loại đất đá khác nhau là khác nhau. Các số liệu cụ thể về hàm lượng của Kali và Rubidi cũng như tỷ số hàm lượng giữa chúng được trình bày ở các bảng sau: Bảng 4: Hàm lượng trung bình (ppm) của Kali và Rubidi trong một số loại đá macma. Loại đá K Rb K/Rb Đá Granit 37700 145 240 Đá Andehit 13300 31 430 Loại đá Bazan Kali 64050 430 140 Đá Bazan Olivin có tính kiềm 13800 33 418 Bảng 5: Hàm lượng trung bình (ppm) của Kali và Rubidi trong một số loại đá trầm tích. Loại đá K Rb K/Rb Đá phiếm 26000 140 186 Đá pha cát 10700 60 167 Đá vôi 2700 3 900 Đá trầm tích cacbonat 2900 10 290 Đá trầm tích pha cát 2270 110 227 Từ các số liệu ta thấy rằng 40K trong các loại đá trầm tích nhỏ hơn trong các loại đá macma. Vai trò của bức xạ gamma trong địa vật lý. Vai trò của bức xạ gamma. Cường độ bức xạ do một nguyên tố nào đó phát ra luôn tỷ lệ với hàm lượng của nguyên tố đó trong đối tượng nghiên cứu. Nếu phân rã phóng xạ của các nguyên tố phát ra các dạng bức xạ khác nhau (alpha, beta và gamma) thì hàm lượng của nó có thể được xác định dùa vào việc ghi nhận một trong số các loại bức xạ trên. Phổ bức xạ gamma do hạt nhân phóng xạ phát ra là phổ gián đoạn, có năng lượng hoàn toàn xác định đặc trưng cho nguyên tố đó. Khả năng đâm xuyên của hạt alpha rất nhỏ, nên trước khi đo hoạt độ alpha cần phải tiến hành xử lý hoá học các mẫu.Việc xử lý mẫu để đo phổ gamma là rất phức tạp. Ngày nay trong địa vật lý hạt nhân phơưng pháp phổ alpha Ýt dược sử dụng để xác định hàm lượnh các nguyên tố. Bức xạ beta tuy có khả năng đâm xuyên lớn nhưng do phổ beta là phổ liên tục. Nên trong địa vật lý hạt nhân phương pháp phổ beta hầu như không được sử dụng để xác định hàm lượng của các nguyên tố phóng xạ. Ngày nay với sự phát triển và ngày càng hoàn thiện của các thiết bị gamma, cho nên trong địa vật lý hạt nhân hàm lượng của các nguyên tố phóng xạ Uran, Thori và Kali được xác định theo phương pháp phổ gamma. Các bức xạ gamma do các nguyên tố phóng xạ phá ra do có phổ gián đoạn. Mỗi hạt nhân phóng xạ gamma đều phát ra một số vạch bức xạ gamma có năng lượng hoàn toàn xác định. Ngoài ra, các bức xạ gamma có khả năng đâm xuyên lớn, do đó phương pháp gamma có tầm quan trọng lớn. Trong phòng thí nghiệm các mẫu đo phổ gamma không cần phải xử lý hoá học trước khi đo, chỉ cần xử lý sơ bộ như sấy khô và nghiền nhỏ. Với các thiết bị phổ kế gamma bán dẫn có độ phân giải cao, cho phép tách được hầu hết các đỉnh hấp thụ toàn phần của các vạch bức xạ gamma do các nguyên tố phóng xạ có trong đất đá phát ra. Với việc trợ giúp của các phần mềm máy tính việc xác định diện tích của các đỉnh hấp thụ toàn phần cho độ chính xác rất cao. Như vậy, với phổ kế gamma bán dẫn có thể xác định hàm lượng phóng xạ của các nguyên tố phóng xạ phát ra bức xạ gamma có trong mẫu đất. Phông bức xạ gamma. Trong tất cả các loại đất đá thuộc vỏ trái đất đều chứa các nguyên tố phóng xạ tự nhiên Uran, Thori, Kali và Rubidi với hàm lượng khác nhau. Trong đó Rubidi là hạt nhân phân rã beta mềm thuần tuý, có chu kỳ rất lớn. Hàm lượng của nó trong đất đá rất nhỏ. Vì vậy Trong tÊt c¶ c¸c lo¹i ®Êt ®¸ thuéc vá tr¸i ®Êt ®Òu chøa c¸c nguyªn tè phãng x¹ tù nhiªn Uran, Thori, Kali vµ Rubidi víi hµm l­îng kh¸c nhau. Trong ®ã Rubidi lµ h¹t nh©n ph©n r· beta mÒm thuÇn tuý, cã chu kú rÊt lín. Hµm l­îng cña nã trong ®Êt ®¸ rÊt nhá. V× vËy 87Rb Ýt được quan tâm trong địa vật lý hạt nhân. Bức xạ do 87Rb phát ra không đóng góp vào phông phóng xạ chung trên mặt đất. Các nguyên tố phóng xạ trong đất đá và trong các vật liệu xây dựng đều nằm trong 3 họ phóng xạ Uran, Thori và Kali. 40K là nguyên tố phóng xạ kèm theo bức xạ gamma có năng lượng 1,46MeV. Các hạt nhân con cháu của Uran, Thori và Kali phân rã alpha hoặc beta thường được tạo thành ở các trạng thái kích thích, chúng phát ra các bức xạ gamma đặc trưng để trở về trạng thái cơ bản. Các bức xạ gamma nhất là các bức xạ có năng lượng cao, có hệ số suy giảm trong đất đá rất nhỏ. Quãng chạy của các bức xạ gamma trong đất đá rất lớn. Khi được sinh ra từ các líp đất đá gần mặt đất, các bức xạ gamma có thể bay ra khỏi mặt đất tạo thành phông phóng xạ gamma trên mặt đất. Ngoài ra phông bức xạ trên mặt đất còn do bức xạ vũ trụ gây ra. Thành phần phông phóng xạ gamma do tia vũ gây ra phụ thuộc vào chiều cao so với mực nước biển. Thành phần này thường rất nhỏ so với các bức xạ gamma do các nguyên tố phóng xạ dưới mặt đất và vật liệu xây dựng xung quanh gây nên. Như vậy, khi nói đến phông phóng xạ có nghĩa là nó được tạo thành từ các nguyên tố có trong đất. Trong bảng dưới đây đưa ra một số bức xạ gamma đặc trưng của một số đồng vị phóng xạ trong dãy Uran, Thori và Kali: Bảng 6: Các đặc trưng của bức xạ gamma tự nhiên có trong dãy 238U và dãy 232Th. Đồng vị phóng xạ Chu kỳ bán rã Năng lượng bức xạ gamma (KeV) Lượng bức xạ gamma có trong 100 phân rã Dãy 238U 234Th 214Pb 214Bi 24,1 ngày 26,8 phót 19,8 phót 63 93 295 352 609 1120 1764 5,7 6,8 18,9 36,0 41,2 16,3 15,8 Dãy 232Th 228Ac 212Pb 208Tl 6,1 giê 10,6 giê 3,1 phót 911 969 239 583 2614 20,0 13,3 43,1 29,0 33,7 40K 1,39.109 năm 1462 11,0 suất liều bức xạ và ảnh hưởng của các đồng vị phóng xạ đến môi trường xung quanh. Các đại lượng đo liều bức xạ dùng trong an toàn bức xạ. Liều chiếu. Để định lượng một loại bức xạ nào đó là nhiều hay Ýt, ban đầu người ta dùng khái niệm liều và dùa vào tác dụng ion hoá của bức xạ đó gây ra trong không khí. Đơn vị đầu tiên được dùng là Roentgen (ký hiệu là R). Roentgen là lượng bức xạ gamma (tia X hoặc tia g) khi đi qua 1cm3 không khí khô ở điều kiện tiêu chuẩn (00C, 760 mmHHHHHHHHg) thì tạo thành một đơn vị diện tích của mỗi loại ion. Trong không khí liều hấp thụ 1R=0,86 Rad, trong tế bào sống thì 1R = 0,93 Rad. Liều hấp thụ D. Liều hấp thụ D là năng lượng trung bình của bức xạ ion hoá cho vật chất dx có trong khối lượng là dm: D= Một đơn vị khác của liều hấp thụ được sử dụng rộng rãi hơn là Rad, đó là lượng bức xạ khi đi qua vật chất và truyền năng lượng 100 erg cho vật chất: 1 Rad=100 erg/g=10-J/kg Trong hệ SI dùng đơn vị có tên là Gray (Gy): 1Gy=1 J/kg Như vậy: 1Gy=104 erg/g=100 Rad. Năng lượng trung bình của bức xạ ion hoá là năng lượng của bức xạ ion hoá được truyền cho vật chất trong một thể tích và bằng: =Rin- Rout +SQ Trong đó: Rin là năng lượng bức xạ tới thể tích. Nó bằng tổng năng lượng của tất cả các hạt mang điện và không mang điện đi vào trong thể tích đó trừ đi năng lượng tĩnh. Rout là năng lượng bức xạ thoát khỏi thể tích. SQ là tổng tất cả các thay đổi của năng lượng khối (nếu giảm thì đại lượng này mang dấu +, còn nếu tăng mang dấu -) của các hạt nhân và các hạt cơ bản trong mọi tương tác xẩy ra trong thể tích đó. Suất liều hấp thô: Suất liều hấp thụ là tỷ số dD trên dt, trong đó: dD là sự tăng của liều hấp thụ trong khoảng thời gian dt. = có thứ nguyên là J.Kg-1.s-1 hay Gray/giây. Liều tương đương. Hệ số phẩm chất Q. Được đưa ra để đánh giá hiệu ứng sinh học của các loại bức xạ ion hoá khác nhau ở mức chiếu thấp hàng ngày trong công tác an toàn phóng xạ. Hội đồng đơn vị bức xạ ICRU-1991 đã chỉ ra rằng sự phụ thuộc của hệ số phẩm chất Q vào năng lượng truyền tuyến tính L trong môi trường nước tại điểm khảo sát được biểu diễn như sau: 1 khi L 1 khi L£10 KeV/mm. Q(L)= 0,32L - 2,2 khi 10 KeV 0,32L - 2,2 khi 10 KeV£ L £ 100 KeV/mm. 300/ khi L ³ 100 KeV/mm. Liều tương đương. Liều tương đương H tại một điểm trong mô tả là tích của hai đại lượng Q và D. Trong đó: D là liều hấp thô Q hệ số phẩm chất tại điểm đo. H=Q.D Đơn vị đo liều tương đương có tên là rem: 1 rem =1 Rad x Q Một đơn vị đo liều tương đương là J.Kg-1. Tên riêng của liều tương đương là Sievert (Sv). 1 Sv = 1 Gy x Q Vậy: 1 Sv = 100 rem Suất liều tương đương : Suất liều tương đương là tỷ số của dH trên dt: = Thứ nguyên của suất liều tương đương là J.Kg-1.giây-1. Tên riêng của là Sv/s. Suất liều chiếu và mối quan hệ giữa suất liều chiếu và hàm lượng: Suất liều chiếu là liều chiếu trong một đơn vị thời gian. Cường độ bức xạ gamma trên mặt đất phụ thuộc vào hàm lượng của các nguyên tố phóng xạ Uran, Thori và Kali trong líp đất đá bên dưới mặt đất và chếu cao h tính từ mặt đất. Ký hiệu I là suất liều chiếu bức xạ gamma, I phụ thuộc vào qU, qTh và qK dưới dạng tổng quát: I = f(qU, qTh ,qK) Trong đó: qU, qTh và qK lần lượt là hàm lượng Uran, Thori và Kali tương ứng trong đất đá. Dạng tường minh của công thức được xác định ở độ cao h=1,2 m là: I= 1,5qK+ 0,65qU +0,29qTh Suất liều chiếu I được tính ra SuÊt liÒu chiÕu I ®­îc tÝnh ra mR/h, trong đó: qU là hàm lượng của Uran được tính ra ppm qTh là hàm lượng của Th được tính ra ppm qK là hàm lượng của K được tính ra %. Liều hiệu dụng tương đương. Trong địa vật lý hạt nhân nghiên cứu môi trường thường xác định liều hiệu dụng tương đương, nó tỷ lệ với suất liều chiếu và được xác định bằng công thức sau: H = K.I.Q.N.t Trong đó: K là hệ số phụ thuộc vào môi trường, trong không khí K = 0,869. I là suất liều chiếu bức xạ gamma được xác định bằng thực nghiệm. Q là hệ số phẩm chất của bức xạ, với bức xạ gamma Q = 1. N là hệ số tính cho các yếu tố môi trường, với không khí N = 1. t là thời gian chiếu. Nếu I đo bằng mR/h thì H được tính ra mrem. Suất liều chiếu tương đương theo số liệu của cơ quan Quốc tế về An toàn phóng xạ Thế giới là 50mSv hay 5 rem. Ảnh hưởng của các đồng vị phóng xạ đến môi trường xung quanh: Trong thế giới của chúng ta luôn luôn tồn tại các bức xạ tự nhiên. Poloni và Radi mang tính phóng xạ có trong xương của chúng ta. Các cơ bắp của con người có chứa Cacbon và Potassi phóng xạ. Trong phổi có các sol khí và Triti mang tính phóng xạ. Chúng ta cũng bị chiếu xạ từ vũ trụ và bị ảnh hưởng bỡi các bức xạ có trong tự nhiên và trong các chất mà ta ăn uống hàng ngày. Cho đến năm 1934 các chất phóng xạ nhân tạo đầu tiên được tạo ra. Từ đó nhiều chất phóng xạ được sử dụng trong khoa học, công nghiệp, bảo vệ môi trường, y học và trong một số lĩnh vực thương mại.... Mặc dù bức xạ có nhiều lợi Ých nhưng nhiều người vẫn lo ngại về bức xạ và ảnh hưởng của nó. Các hệ sinh vật có thể bị huỷ hoại nghiêm trọng khi chiếu những lượng quá mức của bất kỳ một loại bức xạ nào. Khi nghiên cứu ảnh hưởng của đồng vị phóng xạ đến môi trường xung quanh, chóng ta đặc biệt quan tâm đến mức độ ảnh hưởng của chúng đến sức khoẻ con người. Ảnh hưởng của bức xạ đối với con người. Các ảnh hưởng có thể quan sát được của bức xạ được chia làm ba loại: Cấp tính, kinh niên và di truyền. Ảnh hưởng cấp tính là những ảnh hưởng xẩy ra ngay sau khi chiếu một liều bức xạ quá lớn và không thể nào nghi ngờ được là chúng không phải do bức xạ gây nên. Ảnh hưởng kinh niên xẩy ra trong những thời gian dài sau khi chiếu những liều lượng bức xạ thấp và bao gồm những sự việc như rút ngắn tuổi thọ trung bình... Ảnh hưởng di truyền là những ảnh hưởng đối với quá trình sinh sản và xuất hiện những đột biến trong các thế hệ di truyền. Các ảnh hưởng thuộc loại này có thể xẩy ra do nhiều nguyên nhân khác nhau, cho nên khi có sự cố xẩy ra chóng ta chưa chắc chắn được rằng đó là do ảnh hưởng của bức xạ. Tuy vậy chúng ta có thể kiểm nghiệm bằng cách: Nếu sự cố này tăng khi ta chiếu với liều lượng tăng và các cơ quan sinh sản các kết quả được cho ở bảng sau: Bảng 7: Mức độ ảnh hưởng của các liều chiếu khác nhau và các khu vực khác nhau. Liều lượng(Rad) Khu vực chịu tác dụng Ảnh hưởng gây ra 500 ¸ 10000 3000 1000 Liều lượng toàn phần là 200 500 ¸ 800 50 400 200 50 Khu vực có u Khu vực địa phương Mắt Khu vực địa phương Các tuyến sinh sản Các tuyến sinh sản Toàn bộ cơ thể Toàn bộ cơ thể Toàn bộ cơ thể Bệnh u Ung loét do bức xạ Bệnh mắt có mộng Gây ra bênh ung thư Không sinh đẻ được Tốc độ đột biến gấp 2 Chết 50% trường hợp Buồn nôn Đổi máu thuận nghịch Độ trung bình phóng xạ có trong người. Trong những năm 1970 ở Hungaria, người ta đã đo lượng phóng xạ của các nguyên tố sinh ra từ tự nhiên cũng như nhân tạo đã xâm nhập vào cơ thể con người. Các số liệu cụ thể được trình bày ở bảng sau. Bảng 8: Hoạt độ phóng xạ của các đồng vị phóng xạ trong các bộ phận của cơ thể người. Các đồng vị phóng xạ Hoạt độ phóng xạ Bq/ Kg Phổi Xương Ở mô mềm của cơ thể Toàn cơ thể Tự nhiên 3H 14C 40K 87Rb Dãy 238U - 234U 230Th 226Ra 210Pb – 210Po Dãy 232Th 228Ra – 224Ra Nhân tạo các vụ nổ hạt nhân 3H 90Sr 137Cs - - - - - 0,02 - - 0,02 - - - - - - - - 0,15 0,2 0,3 3,0 0,2 0,09 - 8-16 - - - - - 0,007 0,002 0,005 0,200 0,002 0,004 - - - 0,2- 0,9 40 60 8,5 - - - - - - 2 - 3 - 0,8- 1,6 Từ kết quả bảng 8 chóng ta thấy ở trong phổi của con người các chất phóng xạ Ýt cư trú nhưng trên thực tế thì các chất phóng xạ khí Radon và Toron lai cư trú ở phổi nhiều nhất. Ở Hungaria người ta đã khảo sát và đã nhận được các kết quả trình bày ở bảng sau: Bảng 9: Liều lượng phóng xạ vào phổi tính trung bình trong 1 năm từ các nguồn chiếu xạ khác nhau. Nguồn chiếu xạ Hoạt độ phóng xạ cân bằng Bq/m3 Liều lượng phóng xạ vào phổi tính trung bình trong 1 năm (mGy/năm) 222Rn và các nguyên tố con cháu của nó: Trong môi trường tự do 8 Trong môi trường xây dựng: Vật liệu xây dựng 20 340 Nước 0,004 ¸40 0,07 ¸700 220Rn và các nguyên tố con cháu của nó: Trong môi trường tự do 0,04 1 Trong môi trường xây dựng: Vật liệu xây dùng 0,4 45 An toàn phóng xạ. Dùa vào các tính chất tác dụng của bức xạ hạt nhân, người ta phân biệt hai loại chiếu trong và chiếu ngoài. Chiếu trong xẩy ra khi chất phóng xạ đi vào cơ quan bên trong của cơ thể theo không khí, thức ăn, đồ uống, thuốc hút...và có thể đi qua da khi người bị xây xát. Tác dụng của bức xạ lên cơ thể phụ thuộc vào nhiều yếu tố, sự nguy hiểm tăng lên theo sự tăng của hoạt độ phóng xạ của lượng chất phóng xạ đi vào cơ thể và chu kỳ bán rã của nó. Khi chiếu trong bằng các liều lượng lớn có thể xẩy ra các bệnh ở các cơ quan bên trong của cơ thể và có thể thường xẩy ra một cách có tính chu kỳ và có thể chia làm bốn giai đoạn: - Giai đoạn đầu là giai đoạn sau khi bị chiếu một vài giê thì thường xuất hiện sự uể oải, buồn nôn, lợm giọng, váng đầu, chóng mặt và đôi khi nhiệt độ tăng từ 0,5 ¸ 1,5oC và huyết áp của mạch tăng. - Giai đoạn hai là giai đoạn ủ bệnh thường kéo dài từ một vài ngày đến một vài tuần. - Giai đoạn ba là thời kỳ phát triển bệnh. Nhiệt độ tăng lên 41oC, buồn nôn, xuất huyết. Khả năng chết thường xẩy khoảng giữa ngày thứ 18 đến ngày thứ 20, hạn hữu xẩy ra sau ngày thứ 30. - Giai đoạn bốn là thời kỳ khỏi bệnh thường sau 25 ¸ 30 ngày, sự khôi phục hoàn toàn sức khẻo rất khó xẩy ra, thường bị già trước tuổi. Sự chiếu ngoài bao gồm bức xạ phông tự nhiên và bức xạ của các nguồn phóng xạ mà ta tiếp xúc trong quá trình làm việc bức xạ phông được tạo ra bởi các tia vũ trụ và các chất phóng xạ chứa trong các vật liệu của môi trường xung quanh. Khi chiếu ngoài bằng các liều lượng lớn có thể xuất hiện các bệnh bỏng da, khác với bỏng thường do tác động của ánh sáng mặt trời bởi độ dài của thời kỳ ủ bệnh (thường một vài ngày). Để ngăn ngõa, phòng tránh tối đa tác hại của bức xạ ion hoá cần phải hạn chế tới mức tối thiểu liều chiếu trong và chiếu ngoài. Người ta phân biệt ba loại chuẩn an toàn phóng xạ. Loại A: Dành cho người làm việc trực tiếp với các nguồn phóng xạ. Loại B: Dành cho người làm việc gần địa điểm tiến hành các công việc với nguồn phóng xạ, nhưng không trực tiếp làm việc với các chất phóng xạ và các nguồn bức xạ. Tất cả những người làm việc trong cơ quan hành chính, các cơ sở sản xuất cũng như trong các nhà xưởng hoặc ở ngoài trời trong phạm vi của vùng được bảo vệ đều thuộc loại B này. Loại C : Dành cho dân cư, bao gồm những người sống ở gần vùng được bảo vệ. - Khi tính toán liều giới hạn cực đại cho phép chiếu trong và chiếu ngoài đối với các cá thể thuộc ba loại chuẩn an toàn phóng xạ kể trên người ta sử dụng khái niệm về các cơ quan tới hạn. Đó là những cơ quan trọng chủ yếu theo quan điểm hiệu ứng sinh học trong các điều kiện chiếu xạ nhất định. Người ta phân biệt bốn nhóm cơ quan tới hạn sau: Nhóm 1: Toàn thân, các cơ quan tuần hoàn. Nhóm 2: Thuỷ tinh thể, cơ bắp, tế bào mỡ, gan, lá lách, thận, bộ máy tiêu hoá và các cơ quan khác không thuộc nhóm 1, 3 và 4. Nhóm 3: Tuyến giáp trạng, xương và da. Nhóm 4: Tay, cẳng tay, bàn chân. Đối với sự chiếu chung toàn thân thì liều cực đại cho phép, ký hiệu là MPD (Maximum Permissible Dose) được xác định bằng công thức sau: MPD = (N-18).5 rem Trong đó: N - là tuổi của người bị chiếu. Tuy nhiên, một người không được nhận nhiều hơn 3 rem trong 13 tuần hoặc 12 rem trong 12 tháng. Bảng dưới đây giới thiệu các giá trị MPD đối với các cơ quan khác nhau cho hai loại A và C . Bảng 10: Liều cực đại cho phép đối với một số cơ quan trong cơ thể người. Tuỷ, xương Da, xương, tuyến giáp Tay, cẳng tay, chân Các bộ phận khác Nhân viên làm việc với nguồn Phóng xạ (loại A) Nhân dân nói chung(loại C) Rem / năm rem / 13 tuần Rem/ năm 5 3 30 15 38 15 8 0,5 3 7,5 1,5 Để kiểm tra định kỳ về việc bảo vệ, phòng tránh bức xạ người ta quy định các giới hạn liều cực đại cho phếp hàng tuần. Cơ quan năng lượng nguyên tử đã khuyến cáo về mức nhiễm bẩn phóng xạ giới hạn cho phép đối với bề mặ của các thiết bị máy móc, dụng cụ, vật dụng, vật liệu kiến trúc xây dựng tại các địa điểm tiến hành công việc với chất phóng xạ ở dạng hở, cũng như tại nơi ra vào và cất giữ quần áo bảo hộ lao động (£ 10 hạt a trên 1cm2/phót và £ 100 hạt b trên 1cm2/phót). * An toàn phóng xạ ở Việt Nam: theo pháp lệnh an toàn và kiểm soát bức xạ số 50L/CTN của Nhà nước ban hành ngày 3.7.1996 và có hiệu lực ngày 1.7.1997 thì liềugiới hạn tối đa đối với các nhân viên làm việc trực tiếp với bức xạ là 20mSv, đối với nhân dân nói chung là 1mSv. Bảng 11: Các quy định về liều chiếu đối với các vật dụng cá nhân Đối tượng nhiễm bẩn Hạt a Hạt b Quần áo chuyên môn 10 100 Chăn màn, khăn mặt 1 35 Thiết bị bảo vệ cá nhân 25 250 Găng tay phía mặt ngoài 10 100 Mặt ngoài giày 10 100 Phương pháp thực nghiệm Chuẩn bị mẫu và mẫu chuẫn Cách tạo mẫu Các mẫu sau khi lấy ở hiện trường (như hình vẽ 1 và bảng số liệu 11) đem về phòng thí nghiệm hoá môi trường xử lý cơ học ban đầu và cho sấy ở nhiệt độ 100 C¸c mÉu sau khi lÊy ë hiÖn tr­êng (nh­ h×nh vÏ 1 vµ b¶ng sè liÖu 11) ®em vÒ phßng thÝ nghiÖm ho¸ m«i tr­êng xö lý c¬ häc ban ®Çu vµ cho sÊy ë nhiÖt ®é 1000C trong 12 giê. Bảng 11: Khối lượng của các mẫu trước và sau khi xử lý. STT Mẫu m1(g) m2(g) m3 (g) 1 M1 1025,34 908,11 83,148 2 M2 1123,14 947,97 81,473 3 M3 992,64 882,35 68,931 4 M4 995,73 891,19 83,026 5 M5 1076,56 926,54 80,973 6 M6 1056,93 903,23 51,473 7 M7 1167,39 996,67 76,378 8 M8 1201,74 1016,33 69,495 9 M9 1154,66 999,32 68,931 10 M10 1093,54 973,19 75,431 Trong đó: m1: là khối lượng trước khi sấy. m2: là khối lượng sau khi sấy. m3: là khối lượng khảo sát. Mẫu chuẩn Mẫu chuẩn được chuẩn bị bằng cách thêm vào một lượng đã biết của đồng vị phóng xạ làm chuẩn vào chất nền (có thành phần giống như mẩu phân tích). Có nhiêù phương pháp chuẩn bị mẫu chuẩn như phương pháp hoá học, phương pháp cơ học,....Cả hai phương pháp này đều phải đảm bảo các yêu cầu sau: - Chất liệu nền phải sạch phóng xạ. - Hàm lượng các nguyên tố của nền xấp xỉ với mẫu phân tích. - Các đồng vị phóng xạ chuẩn phân bố đều trong nền. Để đánh giá phông phóng xạ sẵn có trong nền, người ta dùng phương pháp thêm chuẩn, từ đó ngoại suy được hoạt độ riêng trong nền. Mẫu chuẩn được sử dụng trong thực nghiệm đo các mẫu đất ở đây có kích thước, khối lượng, thành phần như sau: Đường kính trong của hộp mẫu 7,3 cm, bề dày 1,3 cm. Khối lượng MS = 44,4359 gam. Thành phần K2O : 4,48%. Th : 32,2 ppm. U : 10,5 ppm. Bằng mẫu chuẩn này và sử dụng phương pháp so sánh tương đối trên cơ sở số liệu thực nghiệm về số đếm của các mức năng lượng có trong phổ gamma được đo trong 7200giây, ta xác định hàm lượng của các nguyên tố trên có trong mẫu đất đã khảo sát. M10 M9 M4 M2 M3 M1 M8 M7 M6 M5 H×nh 1 : S¬ ®å lÊy mÉu xung quanh khu vùc hå ë khu ®Êt tr­êng §HKHTN – Hoµ L¹c. Phương pháp tính hàm lượng các nguyên tố Phương pháp tuyệt đối Hoạt độ riêng (Bq/kg khô) của đồng vị phóng xạ cần phân tích tại thời điểm đo mẫu là: A=.103 Trong đó: m - khối lượng cần phân tích (gam). S - diện tích đỉnh của tia gamma ở năng lượng E (xung tổng số trong thời gian đo). e - hiệu suất ghi tương đối. F - hiệu suất phát của tia gamma tại năng lượng đỉnh đang xét. t - thời gian đo mẫu (giây). Phương pháp tương đối. Phương pháp tương đối dùa trên sự so sánh hàm lượng của một đồng vị với hàm lượng của nó có trong mẫu chuẩn. Vì vậy, trong khi chọn mẩu chuẩn cần phải đảm bảo matrix của mẫu cần đo và mẫu chuẩn là giống nhau. Hoạt độ riêng trong mẫu được tính theo công thức: Am=Ac Trong đó: Am, Ac- Hoạt độ riêng của mẫu phân tích và mẫu chuẩn tương ứng (Bq/kg). mm, mc- Khối lượng mẫu phân tích và mẫu chuẩn tương ứng (kg). Sm, Sc - Diện tích đỉnh đã trừ phông của tia gamma trong mẫu phân tích và mẫu chuẩn tương ứng (xung/giây) Sai sè trong xử lý số liệu thực nghiệm. Sai số của hàm lượng là do sai số của tốc độ đếm và sai số của hàm lượng chuẩn. Sai sè do tốc độ đếm chủ yếu là do sai số thống kê và hình học đo gây ra. Để giảm sai sè trong các phép đo ta cần chuẩn các thiết bị đo thật chính xác, hiệu chỉnh các nguồn gây ra sai số hệ thống, thực hiện phép đo trong thời gian đủ lớn để lấy số liệu thống kê đủ lớn. Giá trị sai số của hàm lượng được tính dùa theo công thức truyền sai sè: (dq)2 = Tương tù ta cũng có thể tính sai số của suất liều theo công thức này: (dI)2 = Hệ thống thiết bị đo. Sơ đồ khối của thiết bị đo. 2 7 8 3 4 5 1 6 H×nh 2 : S¬ ®å khèi cña hÖ ®o Hệ đo phổ gamma của trung tâm Vật lý hạt nhân với detector bán dẫn HPGe có sơ đồ khối như hình vẽ 2: HÖ ®o phæ gamma cña trung t©m VËt lý h¹t nh©n víi detector b¸n dÉn HPGe cã s¬ ®å khèi nh­ h×nh vÏ 2: Trong đó : Mẫu cần đo Detector bán dẫn Ge (siêu tinh khiết). Detecter Model GC 2018 Tiền khuếch đại Model 2002 CSL. Tiến khuếch đại tuyến tính Model 2004. ADC Model 8701. Máy tính có cài đặt phần mềm ghi nhận, xử lý phổ S100 CANBERRA. 7- Nguồn nuôi cao áp . 8- Máy phát xung chuẩn. 8- M¸y ph¸t xung chuÈn. Hệ phổ kế gamma sau khi lên cao áp đến 3000V được chuẩn năng lượng, kiểm tra độ phân giải bằng 226Ra. Độ phân giải năng lượng là 2KeV tại đỉnh 609,3 KeV Hình 3: Là phổ gamma của nguồn 226Ra đo trên hệ phổ gamma trong phòng thí nghiệm. Hệ đo phổ gamma của các tia gamma có E HÖ ®o phæ gamma cña c¸c tia gamma cã E=1461KeV của 40K và E=1760KeV của họ 238U và E=2615 KeV của họ 232Th . Detector bán dẫn. Detector bán dẫn là loại detector có độ phân giải năng lượng rất cao, nhưng có hiệu suất ghi nhỏ hơn detector nhấp nháy. Nó được tạo nên nguyên tố líp tiếp xúc p-n-p của chất bán dẫn. Detecter bán dẫn chủ yếu được sử dụng cho phòng thí nghiệm, vì nó đòi hỏi phải có một hệ thống thiết bị trợ giúp như nguồn nuôi cao áp, ADC, bình nitro lỏng làm lạnh, tiền khuếch đại, khuếch đại tuyến tính.... Nguyên tắc làm việc của detector bán dẫn. Detector bán dẫn làm việc với cao áp rất lớn cỡ 3000V. Khi hạt nhân bức xạ gamma đi vào vùng làm việc của detector, nó tương tác với các phần tử ở đó tạo nên các cặp electron - lỗ trống, các cặp electron- lỗ trống này có tổng động năng ban đầu bằng năng lượng mà bức xạ gamma mất đi do tương tác trong detector. Nếu đặt một hiệu điện thế đủ lớn vào hai cực của detector, các cặp electron sẽ chuyển động về phía các điện cực, tại các điện cực chúng được khuếch đại lên K lần. Sè cặp electron- lỗ trống tỷ lệ với số bức xạ gamma đi vào detector. Ở lối ra của detector sẽ xuất hiện các xung dòng có biên độ tỷ lệ với số điện tử - lỗ trống đi về các điện cực, do đó nó sẽ tỷ lệ với hao phí năng lượng của bức xạ gamma trong vùng làm việc của detector. Xung dòng này được khuếch đại bởi bộ tiền khuếch đại, tiền khuếch đại được nối với khuếch đại tuyến tính. Bộ phận này có nhiệm vụ khuếch đại tuyến tính các xung từ bộ tiền khuếch đại gửi đến và hình thành xung sao cho phù hợp với dạng xung ở lối vào của bộ biên đổi tương tự số ADC. ADC có nhiệm vụ biến đổi các xung ở lối vào thành các tín hiệu số và chuyển các tín hiệu này cho máy tính. Máy tính được kết nối với MCA card và phần mềm S100 CANBERRA, đây là phần mềm có thể tự động ghi nhận, xử lý phổ, tính diện tích đỉnh, năng lượng, độ phân giải, sai số và làm khớp số liệu.....Tiến hành tích luỹ trong thời gian đủ lớn, ta sẽ được phổ gián đoạn của các bức xạ gamma đi vào detector, cũng như các thông số đặc trưng của nó. Một số đặc trưng của detector bán dẫn. Độ phân giải năng lượng. Độ phân giải năng lượng là một đại lượng dặc trưng cho detector bán dẫn. Đại lượng §é ph©n gi¶i n¨ng l­îng lµ mét ®¹i l­îng dÆc tr­ng cho detector b¸n dÉn. §¹i l­îng d = DE/Eg gọi là độ phân giải tương đối của detector tại năng lượng Eg xác định. DE là bề rộng nửa chiều cao của đỉnh phổ, gọi là độ phân giải tuyệt đối ở năng lượng Eg.. b. Hiệu suất ghi của detector bán dẫn. Hiệu suất ghi của hệ phổ cũng là một đại lượng đặc trưng cho hệ đo, với mỗi mức năng lượng có một giá trị thực nghiệm hiệu suất ghi e(E) của detector. Hịệu suất ghi của detector tại một năng lượng của bức xạ gamma xác định được tính bởi công thức: e(E) = Trong đó: N - Sè đếm tại đỉnh có năng lượng E A - Hoạt độ riêng của nguồn lúc mới chế tạo. f - Hiệu suất phát của tia gamma ở năng lượng E (Bq/g) m - khối lượng của nguồn chuẩn (gam) t - Thời gian đo. k - Hệ số điều chỉnh cho sự phân rã của đồng vị phóng xạ làm nguồn chuẩn từ lúc chế tạo đến lúc đo. Đường chuẩn năng lượng. Đường chuẩn năng lượng có dạng là đường tuyến tính. Để xây dựng đường chuẩn năng lượng, dùng nguồn bức xạ gamma đã biết trước năng lượng. Đo phổ các nguồn bức xạ chuẩn ta xác định được các kênh ứng với vị trí của các đỉnh phổ tương ứng. Đồ thị có dạng: Eg = a.Nmax +b. Trong đó: a - Là hệ số tỷ lệ có thứ nguyên năng lượng trên 1 kênh b - Hằng số có thứ nguyên năng lượng. H×nh 4 : §­êng chuÈn n¨ng l­îng cña detector Máy đo suất liều bức xạ. Máy đo sử dụng ống đếm Geiger - Mulier để ghi nhận bức xạ.Èng đếm Geiger - Mulier phát ra xung điẹn mỗi khi bức xạ truyền qua ống và gây ion hoá. Ở chế độ mSv/hr máy đo làm xuất hiện mức bức xạ từ 0,01¸ 1000. Loại máy đo suất liều này đã được chuẩn Các kết quả thực nghiệm Số liệu thực nghiệm. Sử dụng hệ đo gamma phông thấp được kết nối với máy tính có cài đặt các chương trình xử lý số liệu S100- Canberra, ta thu được kết quả số liệu thực nghiệm từ các mẫu đất. Số đếm đã trừ phông. Bảng 12: Sè đếm đã trừ phông. Mẫu Kênh 40K Kênh 238U Kênh 232Th M1 557 ± 32 101 ± 15 131 ± 21 M2 693 ± 39 107 ±16 151 ± 22 M3 731 ± 28 86 ± 10 99 ± 15 M4 792 ± 40 140 ± 16 124 ± 21 M5 687 ± 39 120 ± 16 139 ± 21 M6 640 ± 36 129 ± 16 128 ± 21 M7 674 ± 39 115 ± 16 170 ± 22 M8 600 ± 38 87 ± 17 155 ± 22 M9 749 ± 40 112 ± 17 125 ± 21 M10 664 ± 39 142 ± 16 192 ± 22 Sử dụng phần mềm xử lý phổ Canberra – S100 ta thu được phổ năng lượng của các bức xạ gamma, các phổ này được trình bày ở các hình sau: Phổ bức xạ của các nguyên tố phóng xạ trong các mẫu đất. Hình 5: Phổ bức xạ gamma của các nguyên tố khi đo phông trong phòng thí nghiệm ở Trung tâm Vật lý Hạt nhân. Hình 6: Phổ bức xạ gamma của các nguyên tố có trong mẫu 10. Hàm lượng của các nguyên tè 238U, 232Th và 40K Sử dụng phương pháp so sánh tương đối để tính hàm lượng của các nguyên tố trong các mẫu đất lấy vào ngày 18.2.2003 xét ta thu được kết quả sau: Bảng 13: Hàm lượng của các nguyên tè 40K, 238U, 232Th, trong 10 mẫu đất. Mẫu 40K (%) 238U (ppm) 232Th (ppm) M1 1,67 ± 0,10 4,49 ± 0,45 11,8 ± 0,51 M2 2,19 ± 0,22 4,86 ±0,68 13,88 ± 0,56 M3 3,23± 0,15 4,62 ± 0,82 10,83 ± 0,70 M4 2,22 ± 0,23 6,24 ± 0,65 11,81 ± 0,55 M5 2,20 ± 0,69 5,49 ± 0,76 12,86 ± 0,57 M6 5,07 ± 0,27 9,28 ± 0,59 18,63 ± 0,56 M7 2,42 ± 0,33 5,57 ± 0,69 16,67 ± 0,54 M8 2,60 ± 0,43 4,63 ± 0,51 16,71 ± 0,55 M9 3,31 ± 0,12 6,02 ± 0,66 13,59 ± 0,57 M10 2,45 ± 0,32 6,97 ± 0,40 19,07 ± 0,38 Giá trị trung bình 2,70 ± 0,36 5,22 ± 0,62 14,59 ± 0,54 Suất liều bức xạ. Dùng công thức ở các tài liệu[6], [8] về liều bức xạ trên độ cao 1,2m là: I = 1,5xq1 + 0,65xq2 + 0,29xq3. Trong đó : q1 là hàm lượng của 40K (%). q2 là hàm lượng của 238U (ppm). q3 là hàm lượng của 232Th (pm). I sẽ được tính ra mR/h. Kết quả về liều bức xạ nhận được ở các điểm khảo sát được trình bày ở bảng 14. Bảng 14: Suất liều bức xạ trên độ cao 1,2m tính từ hàm lượng của các mẫu đất. Mẫu I(mR/h) trên độ cao 1,2 m. M1 8,84 ± 0,68 M2 10,47 ± 0,91 M3 10,98 ± 1,08 M4 10,81 ± 0,88 M5 10,59 ± 1,17 M6 19,03 ± 0,81 M7 12,09 ± 0,93 M8 11,77 ± 0,86 M9 12,81 ± 0,88 M10 13,73 ± 0,63 Giá trị trung bình của suất liều 12,11 ± 0,89 Sử dụng máy đo suất liều bức xạ gamma tại hiện trường trên độ cao 1,2m ta thu được kết quả ở các điểm khảo sát, các kết quả này được đo vào ngày 20.5.2003 và được trình bày ở bảng dưới: Bảng 15: Các kết quả về suất liều bức xạ đo tại hiện trường tính ra mSv/h Mẫu Suất liều bức xạ tại các điểm đo được tính ra mSv/h Lần đo 1 Lần đo 2 Lần đo 3 Giá trị trung bình Mẫu 1 0,16 0,15 0,19 0,166 Mẫu 2 0,14 0,12 0,11 0,123 Mẫu 3 0,15 0,12 0,19 0,153 Mẫu 4 0,11 0,13 0,13 0,123 Mẫu 5 0,11 0,14 0,10 0,117 Mẫu 6 0,15 0,17 0,11 0,143 Mẫu 7 0,14 0,12 0,12 0,120 Mẫu 8 0,22 0,19 0,23 0,213 Mẫu 9 0,15 0,15 0,12 0,140 Mẫu 10 0,22 0,16 0,13 0,170 Suất liều bức xạ trên độ cao 1,2m tính ra mR/ Bảng 16: Các kết quả về suất liều bức xạ đo tại hiện trường trên độ cao 1,2m tính ra mR/h Mẫu I(mR/h) trên độ cao 1,2 m. M1 14,27 ± 0,02 M2 10,58 ± 0,09 M3 13,16 ± 0,12 M4 10,58 ± 0,09 M5 10,06 ± 0,09 M6 12,29 ± 0,11 M7 10,32 ± 0,09 M8 18,32 ± 0,16 M9 12,04 ± 0,11 M10 14,62 ± 0,13 Giá trị trung bình của suất liều 12,62 ± 0,12 Kết luận Bằng phương pháp phổ gamma đo trên detector bán dẫn, khảo sát trên 10 mẫu đất xung quanh hồ của khu đất Đại học khoa học tự nhiên - Đại học Quốc gia (Hoà Lạc). Hàm lượng trung bình của 238U, 232Th và 40K thu được lần lượt là: 5,22 ± 1,31 ppm, 14,59 ± 1,31 ppm và 2,70 ± 0,36 (%). Hàm lượng và suất liều của Uran, Thori và Kali có trong các mẫu đất ở khu vực này có cùng bậc với các giá trị hàm lượng ở khu vực Nghĩa Đô -Cầu Giấy đo trong năm 2000 (trong đó: 40K là 2,08 ppm, 238U là 6,92ppm, 232Th là 18,70 ppm). Kết quả về suất liều trung bình ở khu vực này là 12,11 mR/h cùng bậc với các giá trị suất liều ở khu vực Nghĩa Đô - Cầu Giấy đo trong năm 2000 (13,04mR/h),và cao hơn ở khu đô thị Huế (8,25mR/h), ở thành phố Hải Phòng (10,5mR/h), ở đô thị Vinh (11mR/h).... đo trong những năm 1998. Dùa theo các bảng số liệu của Tổ chức Nguyên tử Thế Giới, ta thấy các kết quả về hàm lượng nằm trong vùng đá Granit (U(ppm) có trong đất sét là 1,8¸3, trong đất đá Granit là 3¸6. Thori (ppm) có trong đất sét là 5,4¸14, trong đá Granit là 10 ¸ 20). Tài liệu tham khảo [1] DANG HUY UYEN: Result on enviromental radioactivity studies in the north of Viet Nam during the period 1980¸1990 [to Public in Journal of Science(VNU) – 2002] [2] A.Bacza, M.Del Rio, Cmiro J.Paniagua Natural Radionuclide Distribution in Soils of Cacesres (Spain) Dosimetry Implications J.Environ. Radioactivity 23(1994) 17-37. [3] Bùi Văn Loát, Đặng Huy Uyên, Nguyễn Quang Miên, Đặng Đình Hùng:Một số đặc trưng của trường gamma trên một số đô thị Việt Nam. Tạp chí khoa học (Journal of Science). Tuyển tập các công trình khoa học-HNKH trường ĐHKHTN ngành Vật lý (4/1998) Mét sè ®Æc tr­ng cña tr­êng gamma trªn mét sè ®« thÞ ViÖt Nam. T¹p chÝ khoa häc (Journal of Science). TuyÓn tËp c¸c c«ng tr×nh khoa häc-HNKH tr­êng §HKHTN ngµnh VËt lý (4/1998) [4] Bùi Văn Loát: Giáo trình xác suất thông kê trong xử lý số liệu hạt nhân. [5] Bùi Văn Loát: Giáo trình địa Vật lý hạt nhân. [6] K.C.Leung et al Gamma Radioation Dise from Radionuclide in Hong Cong soil. Technical Report J.Environ Radioactivity11(1990) 279-290. [7] Đặng Huy Uyên: Giáo trình môi trường nhiễm xạ và kỹ thuật hạt nhân nghiên cứu môi trường. [8] Đặng Huy Uyên, Bùi Văn Loát, Nguyễn Trung Tính. Hàm lượng 40K, 238U, 232Th trong đất ở khu vực Nghĩa Đô - Cầu Giấy – Hà Nội trong năm 2000. Tuyển tập các công trình khoa học (Hội nghị khoa học trường ĐHKHTN lần thứ 2 ngành Vật lý 11-2000) [9] Nguyễn Triệu Tó: Giáo trình ghi nhận bức xạ.