Nghiên cứu nâng cao chất lượng xử lý hiển thị các kết quả điều tra chi tiết môi trường phóng xạ

MỤC LỤC Trang Chương I: Thống nhất các thuật ngữ và các đơn vị tính toán trong Chương II: Các phương pháp xác định suất liều chiếu hiệu dụng hàng năm của bức xạ tự nhiên lên cơ thể con

BỘ TÀI NGUYÊN VÀ MÔI TRƯỜNG TỔNG CỤC ĐỊA CHẤT VÀ KHOÁNG SẢN

LIÊN ĐOÀN VẬT LÝ ĐỊA CHẤT

-o0o -

BÁO CÁO KẾT QUẢ

ĐỀ TÀI NGHIÊN CỨU KHOA HỌC VÀ PHÁT TRIỂN CÔNG NGHỆ

NGHIÊN CỨU NÂNG CAO CHẤT LƯỢNG XỬ LÝ,

HIỂN THỊ CÁC KẾT QUẢ ĐIỀU TRA CHI TIẾT

MÔI TRƯỜNG PHÓNG XẠ

8906

HÀ NỘI 2011

BỘ TÀI NGUYÊN VÀ MÔI TRƯỜNG TỔNG CỤC ĐỊA CHẤT VÀ KHOÁNG SẢN

LIÊN ĐOÀN VẬT LÝ ĐỊA CHẤT

-o0o -

ĐỀ TÀI NGHIÊN CỨU KHOA HỌC VÀ PHÁT TRIỂN CÔNG NGHỆ

NGHIÊN CỨU NÂNG CAO CHẤT LƯỢNG XỬ LÝ,

HIỂN THỊ CÁC KẾT QUẢ ĐIỀU TRA CHI TIẾT

MÔI TRƯỜNG PHÓNG XẠ

CƠ QUAN CHỦ TRÌ CHỦ NHIỆM ĐỀ TÀI

La Thanh Long

HÀ NỘI 2011

MỤC LỤC

Trang

Chương I: Thống nhất các thuật ngữ và các đơn vị tính toán trong

Chương II: Các phương pháp xác định suất liều chiếu hiệu dụng hàng năm của bức xạ tự nhiên lên cơ thể con người 12

II.1 Phương pháp xác định suất liều chiếu hiệu dụng chiếu ngoài 12

II.1.1 Xác định suất liều chiếu ngoài đối với bức xạ gamma vũ trụ 12 II.1.2 Xác định suất liều chiếu ngoài do bức xạ gamma tự nhiên 13 II.2 Phương pháp xác định suất liều chiếu hiệu dụng chiếu trong 13

II.2.1 Xác định suất liều hiệu dụng chiếu trong qua đường hô hấp 13 II.2.2 Xác định suất liều hiệu dụng chiếu trong qua đường tiêu hóa 17 II.3 Phương pháp xác định phông bức xạ tự nhiên 24

II.4.4 Lựa chọn tiêu chí xác định dị thường bức xạ 28

Chương III: Ứng dụng công nghệ thông tin trong việc xử lí, biểu diễn,

hiển thị các kết quả điều tra chi tiết môi trường phóng xạ 31

III.2 Chương trình tính liều chiếu ngoài bức xạ gamma tự nhiên 33 III.3 Chương trình tính suất liều chiếu ngoài bức xạ gamma vũ trụ 36 III.4 Chương trình tính suất liều chiếu trong qua đường hô hấp 39 III.5 Chương trình tính suất liều chiếu trong qua đường tiêu hóa 40 III.6 Kết quả tính toán, xử lý số liệu điều tra chi tiết môi trường bức xạ

III.7 Kết quả tính toán, xử lý số liệu điều tra chi tiết môi trường bức xạ

MỞ ĐẦU

Hiện nay công tác điều tra môi trường phóng xạ đang được sự quan tâm của các cấp chính quyền và dư luận xã hội Đòi hỏi chung là phải cung cấp được các thông tin có độ tin cậy cao, chi tiết, kịp thời, hình thức thể hiện dễ hiểu Tuy nhiên, công tác nghiên cứu điều tra chi tiết môi trường phóng xạ ở nước ta hiện

do nhiều đơn vị thực hiện; về cơ bản, nội dung nghiên cứu, điều tra đáp ứng được các yêu cầu đặt ra cho từng dự án, nhiệm vụ cụ thể Các đề án trên đã giải quyết cơ bản được một số nhiệm vụ đặt ra trong công tác điều tra môi trường; đó

là xác định được suất liều chiếu ngoài do bức xạ gamma mặt đất gây nên, liều chiếu trong qua đường ăn uống do các nuclít phóng xạ trong nước gây ra và qua đường hô hấp do hít thở khí radon… Cuối cùng là xác định được tổng liều chiếu tương đương hàng năm và thành lập bản đồ tổng liều chiếu tương đương hàng năm cho các vùng đã nghiên cứu điều tra ở các tỷ lệ khác nhau

Từ năm 2006 đến 2008, trong khuôn khổ đề án “Biên tập bản đồ phóng xạ Việt Nam tỷ lệ 1: 1.000.000”, công tác tin học đã được áp dụng có hiệu quả trong việc xử lý, biểu diễn bản đồ dạng số Cơ sở dữ liệu sản phẩm của đề án này bước đầu cho thấy hiệu quả rõ rệt của công nghệ thông tin trong việc lưu giữ, biểu diễn, hiển thị kết quả cũng như truy suất số liệu, bản đồ ở các dạng khác nhau một cách nhanh chóng, thuận tiện Bên cạnh những kết quả đã đạt được chúng ta cũng nhận thấy rằng trong công tác xử lý và hiển thị các kết quả điều tra môi trường phóng xạ còn rất nhiều hạn chế:

- Đại lượng liều chiếu ngoài do bức xạ vũ trụ gây ra chưa được đề cập tới, việc lựa chọn các tham số tham gia vào các công thức tính toán liều chiếu ngoài, liều chiếu trong còn chưa cập nhật, tuân thủ các thông báo mới nhất của Uỷ ban Năng lượng Nguyên tử Quốc tế IAEA, dẫn đến kết quả tính toán tổng liều tương đương hàng năm ở nước ta chưa thực sự phù hợp với kết quả điều tra của các nước trong khu vực và trên thế giới

- Trong công tác xử lý kết quả chúng ta chưa xác định được liều chiếu của phông tự nhiên cho từng vùng, cho cả lãnh thổ, dẫn tới kết quả là chúng ta chưa chỉ

ra được vùng nào có liều chiếu tương đương hàng năm nhỏ hơn hoặc lớn hơn liều giới hạn quy định 1mSv/năm (theo Nghị định số 50/1998 của Chính phủ)

- Việc phân vùng và chỉ thị bằng màu trên bản đồ còn tuỳ tiện chưa theo một quy luật thống nhất

- Công nghệ thông tin chưa được áp dụng vào công tác xử lý, hiển thị làm hạn chế đến độ chính xác, năng suất và thông tin nhanh đến kết điều tra môi trường Đặc biệt là các số liệu có tính nhạy cảm cao như số liệu quan trắc liên tục môi trường phóng xạ, các số liệu điều tra, đánh giá các sự cố phóng xạ…chưa được cập nhật và thông báo kịp thời

Do tính cấp thiết của nhiệm vụ đặt ra, ngày 16 tháng 4 năm 2009 Bộ Tài nguyên và Môi trường đã ký Hợp đồng nghiên cứu khoa học và phát triển công

nghệ số 04 ĐC – 09/HĐKHCN giao cho Liên đoàn Vật lý Địa chất thực hiện đề

tài “Nghiên cứu nâng cao chất lượng xử lý, hiển thị các kết quả điều tra chi tiết

môi trường phóng xạ”

Mục tiêu của đề tài là: Nghiên cứu ứng dụng công nghệ thông tin nhằm nâng cao chất lượng xử lý, hiển thị các kết quả điều tra chi tiết môi trường phóng xạ Nâng cao độ tin cậy, tính thống nhất và phổ biến kịp thời các kết quả nghiên cứu chi tiết môi trường phóng xạ

Đề tài được giao cho Trung tâm Nghiên cứu Ứng dụng Địa vật lý - Liên đoàn Vật lý Địa chất tổ chức thực hiện trong 24 tháng kể từ tháng 1/2009 đến tháng 12/2010 Tập thể tác giả đã hoàn thành các nội dung chủ yếu sau:

+ Thu thập các tài liệu của Uỷ ban Năng lượng Nguyên tử quốc tế IAEA, của các tổ chức ICRP, UNSCEAR, ICRU, WHO (Wold Health Organization Geneva)

+ Tập hợp các chuyên gia sâu về lĩnh vực môi trường phóng xạ, tổ chức hội thảo, lựa chọn sử dụng các công thức của các tổ chức năng lượng nguyên tử Quốc tế và trong nước công bố

+ Nghiên cứu, lựa chọn sử dụng thống nhất các đại lượng đặc trưng như: liều giới hạn, liều hấp thụ, liều tương đương, liều hiệu dụng tương đương…

+ Nghiên cứu lựa chọn công thức tính liều chiếu ngoài do bức xạ gamma mặt đất gây ra; liều chiếu ngoài đối với bức xạ γ vũ trụ

+ Nghiên cứu lựa chọn hệ phương trình hợp lý và các tham số phù hợp để tính suất liều chiếu trong qua đường hô hấp, qua đường tiêu hoá

+ Nghiên cứu lựa chọn phương pháp xác định phông bức xạ tự nhiên + Nghiên cứu lựa chọn các tiêu chí xác định dị thường bức xạ

+ Nghiên cứu lựa chọn phương pháp biểu diễn các đại lượng đặc trưng và phương pháp phân vùng trong điều tra chi tiết môi trường phóng xạ

+ Xây dựng các chương trình xử lý tự động để xử lý tính toán suất liều chiếu ngoài và suất liều chiếu trong, hiển thị, biểu diễn, lưu giữ kết quả

+ Nghiên cứu nâng cao trình độ công nghệ tin học trong công tác hiển thị các kết quả điều tra, quan trắc môi trường và cập nhật thông tin nhanh các kết quả điều tra chi tiết môi trường phóng xạ

+ Thu nhập các tài liệu điều tra chi tiết môi trường phóng xạ hiện có ở đô thị Điện Biên, vùng Dấu Cỏ, Thanh Sơn, Phú Thọ, sử dụng công nghệ tin học, các chương trình xử lý tự động để xử lý các kết quả điều tra chi tiết môi trường phóng xạ và so sánh các kết quả thu được trong nghiên cứu với những tài liệu mới nhất của các tổ chức môi trường thế giới, các nước tiên tiến trong khu vực

và thế giới công bố như: IAEA, ICRP, TCRU, WHO, UNSCEAR, Uỷ ban Năng lượng Mỹ, Nhật, cộng đồng Châu Âu, Bắc Âu

Tập thể tác giả thực hiện đề tài gồm La Thanh Long, Nguyễn Ngọc Chân, Nguyễn Thế Hùng, Nguyễn Thế Minh, Trần Anh Tuấn, Hoàng Đại Lâm.v.v…do La Thanh Long làm chủ nhiệm

Trong quá trình thực hiện đề tài, tập thể tác giả đã nhận được nhiều ý kiến đóng góp quý báu của các chuyên gia hàng đầu về an toàn bức xạ, điều tra đánh giá môi trường ở Vụ khoa học Công nghệ - Bộ Tài nguyên và Môi trường, Cục Địa chất và Khoáng sản Việt Nam, Trung tâm Công nghệ Xử lý Môi trường thuộc Bộ Tư lệnh Hóa học, Trung tâm An toàn Bức xạ và Môi trường thuộc Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân, trường Đại học Mỏ-Địa chất.v.v… Tập thể tác giả xin chân thành cảm ơn mọi sự quan tâm giúp đỡ có hiệu quả trên

Chương I THỐNG NHẤT CÁC THUẬT NGỮ VÀ ĐƠN VỊ TÍNH TOÁN TRONG ĐIỀU TRA CHI TIẾT MÔI TRƯỜNG PHÓNG XẠ

Từ thập niên 90 của thế kỷ 20 trở lại đây, công tác điều tra chi tiết môi trường phóng xạ đã được tiến hành trên 60 thị xã, thành phố, các vùng trọng điểm kinh tế và các vùng mỏ có chứa phóng xạ Nhiệm vụ điều tra đã được nhiều đơn vị trong Bộ Công nghiệp trước đây, Bộ Tài nguyên và Môi trường hiện nay triển khai Bước đầu các đề án điều tra đã thu được một số kết quả đáng khích lệ song còn bộc lộ một số hạn chế:

- Các thuật ngữ về các đại lượng điều tra môi trường phóng xạ như: liều lượng (dose), liều giới hạn (dose limits), liều hấp thụ (absorbed dose), liều tương đương (equivalent dose), liều hiệu dụng tương đương (effective dose equivalent), phông bức xạ tự nhiên (natural background radiation)…chưa có nhận thức thống nhất dẫn tới việc đánh giá tổng liều hàng năm lên cộng đồng dân cư, liều giới hạn của dân chúng theo Nghị định 50 CP/1998/NĐCP là thực

sự chưa chính xác

- Đồng thời việc sử dụng các đơn vị đo lường trong điều tra chi tiết môi trường phóng xạ như: hoạt độ phóng xạ (Bq), hoạt độ riêng (Bq/kg), hàm lượng phóng xạ (Bq/m3), hoạt độ bề mặt (Bq/cm2), sự chiếu xạ (C/kg), giá trị chiếu xạ (A/kg), liều (Gy), liều tương đương (Sv), v.v… cũng còn sử dụng tuỳ tiện chưa

có quy định thống nhất, dẫn đến việc khai thác tài liệu vào nhiều mục đích khác nhau sau này gặp khó khăn Nói tóm lại do chưa có sự thống nhất về các thuật ngữ và đơn vị trong điều tra chi tiết môi trường phóng xạ nên các kết quả đạt được chưa có sức thuyết phục và chưa hòa nhập được với tài liệu của các nước trong khu vực và trên thế giới

Để không ngừng nâng cao chất lượng tài liệu và hiệu quả trong công tác điều tra chi tiết môi trường phóng xạ và hoà nhập với tài liệu điều tra của thế giới, cần phải có sự thống nhất về nhận thức các thuật ngữ sử dụng trong điều tra chi tiết môi trường phóng xạ ở các đơn vị

tôi đề xuất thống nhất các thuật ngữ, định nghĩa các đại lượng điều tra môi trường như sau:

1 Bức xạ (radiation): Là chùm hạt hoặc sóng điện từ có khả năng ion hoá vật chất

2 Nguồn bức xạ: Là nguồn phóng xạ hoặc thiết bị bức xạ

3 Chất phóng xạ: Là chất phát ra bức xạ do quá trình phân rã hạt nhân, chuyển mức năng lượng hạt nhân, có hoạt độ phóng xạ riêng hoặc tổng hoạt độ lớn hơn mức miễn trừ

4 Chất thải phóng xạ: Là chất thải chứa chất phóng xạ hoặc vật thể bị nhiễm bẩn phóng xạ phải thải bỏ

5 Sự cố bức xạ: Là những tai biến, rủi ro xảy ra trong quá trình tiến hành công việc bức xạ, gây ra hoặc có thể gây ra hậu quả bức xạ nguy hiểm đối với sức khoẻ con người và môi trường

6 An toàn bức xạ: Là việc thực hiện các biện pháp chống lại tác hại của bức xạ, ngăn ngừa sự cố hoặc giảm thiểu hậu quả của chiếu xạ đối với con người, môi trường

7 Kiểm soát bức xạ: Là việc thực hiện các biện pháp hành chính và kỹ thuật nhằm quản lý cơ sở bức xạ, nguồn bức xạ, địa điểm cất giữ chất thải phóng xạ và công việc bức xạ

8 Hoạt độ phóng xạ (activity): Là đại lượng biểu thị số hạt nhân phân rã phóng xạ trong một đơn vị thời gian

9 Phông bức xạ tự nhiên (natural background radiation): Là những bức

xạ có nguồn gốc tự nhiên như:

11 Liều chiếu xạ: Là đại lượng đo mức độ chiếu xạ

12 Liều xạ chiếu trong: Là liều bức xạ do bị chiếu bằng các chất phóng

xạ xâm nhập vào bên trong cơ thể (do ăn, uống, hít thở các chất phóng xạ vào người) và các chất phóng xạ có ngay trong cơ thể con người

13 Liều xạ chiếu ngoài: Là liều bức xạ do bị chiếu xạ bằng các nguồn bức

xạ ở bên ngoài cơ thể

14 Liều xạ cá nhân: Là liều bức xạ tính riêng cho mỗi cá nhân

15 Liều xạ tập thể: Là liều bức xạ tính cho một tập thể người cùng chịu một liều trung bình như nhau

16 Liều xạ giới hạn: Là giá trị liều bức xạ được quy định, không được phép vượt quá

17 Liều xạ quá liều: Là sự chiếu xạ vượt quá liều giới hạn

18 Hiệu ứng cấp: Là hiệu ứng có hại xảy ra sau một thời gian ngắn khi bị chiếu xạ một lần với liều cao

19 Tẩy xạ: Là quá trình loại bỏ hoặc làm giảm các chất bẩn phóng xạ ở bên trong hoặc trên bề mặt của đối tượng xuống mức cho phép

20 Thiết bị đo lường bức xạ: Là thiết bị, máy móc dùng để đo liều bức

xạ, hoạt độ nguồn phóng xạ, xác định các đồng vị phóng xạ, v.v…

21 Liều xạ kế cá nhân: Là dụng cụ để đo liều bức xạ cá nhân

22 Máy cảnh báo bức xạ: Là thiết bị, máy móc dùng để phát ra tín hiệu thông báo liều bức xạ vượt quá một mức nhất định có khả năng gây nguy hiểm cho sức khoẻ con người

23 Hiệu chuẩn: Là so sánh các máy đo với máy đo chuẩn hoặc nguồn bức

xạ chuẩn để hiệu chỉnh sai lệch, bảo đảm số đo của máy là tin cậy

24 Kiểm xạ: Là việc đo liều chiếu xạ hoặc đo mức nhiễm bẩn phóng xạ

để đánh giá, kiểm soát mức độ chiếu xạ do bức xạ hoặc chất phóng xạ gây ra

25 Vùng kiểm soát bức xạ: Là vùng mà ở đó cần áp dụng những biện pháp an toàn bức xạ thích hợp (như hạn chế ra vào, kiểm xạ cá nhân, theo dõi sức khoẻ đặc biệt…)

26 Nhiễm bẩn phóng xạ: Còn được gọi là nhiễm xạ hoặc nhiễm phóng

xạ Bình thường hoạt độ phóng xạ riêng không vượt quá 70 kilô Becquerel trên 1kilôgam (kBq/kg), nhưng vì lý do nào đó hoạt độ phóng xạ riêng đã quá giới hạn đó

27 Liều hấp thụ (absorbed dose): Là đại lượng vật lý cơ bản, tính bằng jun trên kilôgam (J.kg-1 đượcgọi là gray (Gy) xác định như sau:

dE

D =

dm Trong đó: dE là năng lượng trung bình được truyền bởi bức xạ ion hoá vào thể tích yếu tố của vật chất

dm là khối lượng vật chất thể tích của yếu tố đó

28 Liều tương đương: HT,R (equivalent dose): Là liều lượng HT,R tính bằng J.kg-1 được gọi là Sievent (Sv), xác định như sau:

HT,R = DT,R WR

Trong đó DT,R là liều hấp thụ do loại bức xạ R gây ra, lấy trung bình cơ quan hoặc mô T

WR là trọng số bức xạ đối với loại bức xạ R Khi trường bức xạ gồm nhiều loại bức xạ với các trọng số bức xạ WR khác nhau thì liều tương đương được xác định theo: HT,R = ΣWR DT,R

29 Liều hiệu dụng E (effective dose): Là đại lượng E tính bằng (J.kg-1) được gọi là Sievert (Sv), là tổng liều tương đương của từng loại mô nhân với trọng

xạ γ, β, các điện tử là 1, của các hạt α là 20, các hạt nơtrôn là từ 5 đến 20 tuỳ thuộc năng lượng

31 Trọng số mô, WT (tissue weighting factor): Là các hệ số nhân của liều tương đương đối với một cơ quan hoặc tổ chức mô dùng cho mục đích an toàn bức xạ để tính độ nhạy cảm bức xạ khác nhau của các cơ quan và tổ chức mô đối với các hiệu ứng ngẫu nhiên của bức xạ Ví dụ: như

Cơ quan sinh dục: WT = 20

Tuỷ sống: WT = 0,12

Phổi: WT = 0,12

Dạ dày: WT = 0,12

v.v…

32 Chiếu xạ nghề nghiệp (occupational exposure): Là tất cả các loại chiếu

xạ đối với nhân viên bức xạ trong quá trình làm việc

33 Chiếu xạ dân chúng (public exposure): Là sự chiếu xạ đối với các thành viên dân chúng từ các nguồn bức xạ, không kể chiếu xạ nghề nghiệp, chiếu xạ y tế và phông bức xạ tự nhiên ở khu vực bình thường, nhưng có tính tới chiếu xạ gây ra bởi các nguồn bức xạ và các công việc bức xạ đã được cấp phép

và chiếu xạ trong các trường hợp can thiệp

34 Chiếu xạ tiềm năng (potential exposure): Là sự bức xạ không được dự tính trước nhưng có thể xảy ra từ một sự cố bức xạ hoặc một nguồn phóng xạ tự nhiên, ví dụ: hỏng hóc các thiết bị chứa nguồn phóng xạ hoặc sai sót khi vận hành

35 Chiếu xạ tự nhiên (natural exposure): Là chiếu xạ gây ra bởi các nguồn tự nhiên

36 Các nguồn tự nhiên (natural sources): Là các nguồn bức xạ thường gặp trong tự nhiên bao gồm bức xạ vũ trụ và các nguồn bức xạ của trái đất

37 Chất thải phóng xạ (radioactive waste): Là vật chất bất kỳ có hình hài còn sót lại từ các hoạt động và trong tương lai không còn sử dụng, nó chứa đựng sự nhiễm bẩn vật chất phóng xạ và có hoạt độ hoặc hàm lượng phóng xạ cao hơn mức cho phép cần phải dọn sạch

38 Working level (WL): Là đơn vị năng lượng α (tổng năng lượng trên một đơn vị thể tích không khí, được sinh ra bởi các hạt α trong dãy phân rã của mỗi nguyên tử hay con cháu của chúng trong một đơn vị thể tích không khí) Do tồn tại con cháu radon và thoron tương đương phát ra năng lượng anpha 1,3×105 MeV trong 1 lít không khí Trong hệ SI đơn vị WL tương đương 2,1×10-5 J/m3

II Các đơn vị đo lường hợp pháp

Trong bảng 1 chúng tôi trình bày bảng tổng hợp tên gọi và các đơn vị trong hệ

SI do cơ quan Năng lượng Nguyên tử quốc tế IAEA thông báo năm 2003

Bảng 1 Tên gọi hiệuKý Đơn vị Cách dùng-Hệ số chuyển đổi với các đơn vị cũ

- Hoạt độ phóng xạ A Becquerel (Bq) Hoạt độ phóng xạ của vật thể

- Liều chiếu (Dose) D Gray (Gy) Liều hấp thụ 1rad = 10-2Gy

- Giá trị liều chiếu D’ Gy/g Trường bức xạ gamma 1µR/giờ = 8,69nGy/giờ

- Liều tương đương

Ảnh hưởng sinh học của bức xạ

1 Rem =10-2Sv

- Liều tương đương

(Equivalent dose) HT Sievert

(Sv)

Ảnh hưởng sinh học của bức xạ

- Liều hiệu dụng E Sievert (Sv) Ảnh hưởng sinh học của bức xạ tới con người

- Giá trị tương đương

liều photon (photon

dose equivalent rate)

H’X Sievert/gy

(Sv/gy)

Tương đương liều trên 1 đơn vị thời gian

Chương II CÁC PHƯƠNG PHÁP XÁC ĐỊNH SUẤT LIỀU CHIẾU HIỆU DỤNG HÀNG NĂM CỦA BỨC XẠ TỰ NHIÊN

Trong điều tra chi tiết môi trường phóng xạ, đại lượng suất liều chiếu trung bình hàng năm của bức xạ tự nhiên tác dụng lên cơ thể con người là đại

lượng quan trọng, cần xác định chính xác để làm cơ sở so sánh với giá trị liều

giới hạn mà Nghị định 50CP/1998-NĐ/CP của Chính phủ đã ban hành Liều giới

hạn bao gồm cả liều chiếu trong và liều chiếu ngoài

Dưới đây ta sẽ trình bày sơ đồ dịch chuyển của các nuclit phóng xạ tự nhiên trên bề mặt trái đất gây ra suất liều chiếu trung bình hàng năm lên cơ thể

con người

Cho đến thời điểm năm 2010, ở nước ta chưa có một công trình nghiên cứu nào công bố các phương pháp xác định suất liều, và cũng chưa có một văn

bản nào có tính chất pháp quy để quy định các phương pháp xác định đại lượng

này Chỉ có phương pháp xác định liều tương đương được trình bày trong phần

phụ lục của Quy phạm Kỹ thuật thăm dò phóng xạ đã được Bộ Công nghiệp ban

hành năm 1998

Trong báo cáo này chúng tôi sẽ trình bày các phương pháp xác định suất liều chiếu trung bình năm của bức xạ tự nhiên tác dụng lên cơ thể con người

Đây là các phương pháp được Ủy ban năng lượng quốc tế (IAEA), Ủy ban quốc

tế về an toàn bức xạ (ICRP) công bố dưới dạng các tài liệu hướng dẫn và các

thông báo thường niên

II.1 Phương pháp xác định suất liều hiệu dụng chiếu ngoài

Suất liều chiếu ngoài được đóng góp bởi hai thành phần: bức xạ gamma

vũ trụ và bức xạ gamma tự nhiên của đất đá

II.1.1 Xác định suất liều chiếu ngoài đối với bức xạ gamma vũ trụ

Bằng nhiều công trình nghiên cứu, Ủy ban UNSCEAR đã đi đến thống nhất quan điểm: có hai thành phần đóng góp chủ yếu vào suất liều bức xạ của tia

vũ trụ đó là thành phần ion trực tiếp và thành phần phôtôn + nơtrôn Các thành

phần trên đều phụ thuộc vào độ cao so với mặt nước biển Liều hiệu dụng tại

Chiếu trong Suất liều

(Dose) Nguồn

Nguồn

Cơ thể Hít thở (chiếu trong)

Chiếu ngoài

Không khí

mặt nước biển được xác định là 32nGy/h Nếu sử dụng yếu tố bảo vệ (sự che chắn của các công trình xây dựng trung bình là 0,8 thì suất liều hiệu dụng trong nhà là 26nGy/h Năm 1993 Ủy ban UNSCEAR đã thống nhất thông báo sử dụng công thức tính liều hiệu dụng hàng năm do bức xạ vũ trụ gây ra trên các độ cao khác nhau được tính theo công thức của Bouville và Lowder

[ e e Z]

E Z

1

1 ( ) = ( 0 ) 0 , 21 − + 0 , 79 − (1)

Ở đây E1(0) là suất liều tại mặt nước biển: 240 µSv/năm

II.1.2 Xác định suất liều chiếu ngoài do bức xạ gamma tự nhiên

Các thành phần của bức xạ gamma tự nhiên tham gia vào suất liều chiếu ngoài bao gồm sự chiếu xạ gamma trong nhà và sự chiếu xạ gamma ngoài nhà

Để xác định suất liều chiếu ngoài, phải xác định suất liều hiệu dụng trung bình hàng năm đối với bức xạ gamma tác dụng lên cơ thể con người

Xác định liều hiệu dụng hàng năm phải tính đến hệ số chuyển đổi từ liều hấp thụ trong không khí sang liều hiệu dụng và hệ số cư trú trong nhà Giá trị trung bình của các tham số này là khác nhau cùng với độ tuổi của dân số và điều kiện môi trường (khí hậu, thời tiết) tại nơi khảo sát Trong thông báo của UNSCEAR năm 1993, Ủy ban cho phép sử dụng hệ số chuyển đổi từ liều hấp thụ trong không khí sang liều hiệu dụng đối với lứa tuổi người lớn là 0,7 Sv/Gy

và 0,8 là hệ số cư trú trong nhà, ngoài nhà là 0,2 Từ các số liệu trên Ủy ban đã đưa ra công thức tính liều hiệu dụng hàng năm như sau:

- Trong nhà: E TN =D T× 8760 × 0 , 8 × 0 , 7 (mSv/năm) (2)

Trong đó DT là liều hấp thụ không khí trong nhà nGy/h

- Ngoài nhà : E NN = D N× 8760 × 0 , 2 × 0 , 7 (mSv/năm) (3)

Trong đó DN là liều hấp thụ không khí ngoài nhà nGy/h

Ủy ban UNSCEAR cũng đã thông báo kết quả xác định liều hiệu dụng chiếu ngoài đối với các nước dao động từ 0,3 đến 0,6 mSv

Vậy công thức tổng quát xác định được suất liều hiệu dụng chiếu ngoài hàng năm như sau:

6

10 7 ,

Trong đó: E là suất liều hiệu dụng (mSv/năm);

Da là liều hấp thụ trong không khí (nGy/h);

t là thời gian chiếu xạ (giờ) ;

0,7 là hệ số chuyển đổi (Sv/Gy) cho toàn bộ cơ thể con người

II.2 Phương pháp xác định suất liều hiệu dụng chiếu trong

Suất liều hiệu dụng chiếu trong hàng năm ảnh hưởng lên cơ thể con người

bị xâm nhập bởi hai con đường: hô hấp và tiêu hóa (chủ yếu là nước ăn uống)

II.2.1 Xác định suất liều hiệu dụng chiếu trong qua đường hô hấp

Trong không khí có rất nhiều nuclit phóng xạ, khi ta hít thở các nuclit xâm nhập vào cơ thể tạo ra suất liều hiệu dụng chiếu trong Trong số các nuclit

đó, radon là sản phẩm phân rã trong dãy 238U đóng góp tới 50% liều hiệu dụng hàng năm Radon có đặc tính kích thích, ion hóa các tế bào sống và phá hủy các

tế bào Radon xâm nhập vào cơ thể con người qua đường hô hấp và tiêu hóa Có nhiều công trình nghiên cứu đã đưa ra cùng kết luận: hít thở khí radon và các sản phẩm con cháu xem như là nguyên nhân thứ hai dẫn đến ung thư phổi sau thuốc lá Chính vì tầm quan trọng như vậy nên Ủy ban bảo vệ môi trường Hợp chủng quốc Hoa Kỳ quy định mức nồng độ radon trong nhà cho phép 4 pCi/l (∼148 Bq/m3) Uỷ ban môi trường của cộng đồng châu Âu quy định mức nồng

độ radon trong nhà cho phép là 200 Bq/m3

Việc xác định liều hấp thụ đối với tế bào bị chiếu của cơ quan hô hấp trên

1 đơn vị chiếu xạ do 222Rn đối với cộng đồng nói chung có thể nhận được nhờ thông tin về sự phân bố các hạt son khí, tốc độ hít thở, sự lắng đọng một ít trên đường đi, tốc độ làm sạch chất nhầy vùng tế bào bị xâm nhập

Tốc độ hít thở là yếu tố quan trọng nhất, quyết định khối lượng thể tích khí đi vào trong phổi Nó có thể làm thay đổi suất liều hiệu dụng trên một đơn vị hàm lượng Rn trong không khí bằng hệ số 2 Tất nhiên tốc độ hít thở của từng cá nhân là không dễ dàng đo được do mức hoạt động, độ tuổi, giới tính… khác nhau Tốc độ hít thở của người lớn (con trai) được xác định trung bình là 0,45m3/h trong thời gian nghỉ 8 giờ/ngày và 1,2m3/giờ trong các hoạt động 16 giờ/ngày Giá trị này cho người lớn (phụ nữ) là thấp hơn 20% trong thời gian nghỉ và thấp hơn 5% khi làm việc Ủy ban UNSCEAR đã thống nhất giá trị hít thở trung bình cho người lớn (đàn ông) là 22,3m3/ngày và cho người lớn (đàn bà) là 17,7m3/ngày

Việc tính suất liều của liều hấp thụ đối với tế bào chính của biểu mô bì cuống phổi trên 1 đơn vị chiếu xạ nhận được dãy các giá trị 5 đến 25 nSv (Bq.g.m-3)-1 Giá trị trung bình được xác định 9 nSv (Bq.g.m-3)-1 cho điều kiện trong nhà, với tốc độ hít thở 0.6m3/giờ, đường kính sol khí trung bình từ (100 ÷ 150) nm và phần tử độc lập là 0.05 Hệ số trọng số mô được phân ra từng phần nhỏ cho miền cuống phổi là 0.08 Hệ số phẩm chất là 20 Liều hiệu dụng trên 1 đơn vị EEC là 15 nSv (Bq.g.m-3)-1 Liều ở vùng phổi là nhỏ hơn nhiều

Giá trị chính thức của hệ số chuyển đổi suất liều được UNSCEAR thừa nhận là 9 nSv (Bq.h.0,1-3)-1 Giá trị này được xem là gần đúng cho phép tính suất liều hiệu dụng trung bình

Hiện nay ở nước ta chưa có một công trình nào tập trung nghiên cứu về

độ rủi ro (thiệt hại) do liều chiếu của radon lên cơ thể con người Vì vậy chưa đưa ra được phương pháp tính liều chiếu hiệu dụng của radon qua đường hô hấp

Ở chuyên đề này chúng tôi sẽ trình bày cách tính suất liều hiệu dụng hàng năm của radon qua đường hô hấp đã được Ủy ban năng lượng quốc tế (IAEA) và Uỷ ban quốc tế về an toàn bức xạ hạt nhân (UNSCEAR) thông báo từ năm 1993 và đến bây giờ vẫn còn hiệu lực Nếu ta gọi hàm lượng (nồng độ) phóng xạ của khí radon trong không khí là CA (Bq/m3); sử dụng hệ số chuyển đổi là : 9 nSv

(Bq.g.m-3)-1, hệ số cân bằng giữa radon và các sản phẩm phân rã ở ngoài nhà là 0.6, còn ở trong nhà là 0.4 Thời gian cư trú trong nhà là 0.8, thời gian sinh hoạt ở ngoài nhà là 0.2 Vậy suất liều hiệu dụng hàng năm do radon (222Rn) tác dụng lên cơ thể con người qua con đường hô hấp sẽ được tính bằng hệ phương trình sau:

Trong nhà:

Ehd(Rn) = CA × 0.4 × 7000giờ × 9 nSv (Bq.g.m-3)-1, đơn vị là (mSv/năm) Ngoài nhà:

Ehd(Rn) = CA×0.6×1760gìơ ×9 nSv (Bq.g.m-3)-1, đơn vị là (mSv/năm) (5)

Uỷ ban quốc tế về an toàn bức xạ hạt nhân đã thông báo: hàm lượng đặc trưng trung bình của radon trong nhà trên toàn thế giới là 40 Bq/m3, hàm lượng đặc trưng trung bình của radon ngoài nhà là 10 Bq/m3 Áp dụng hệ phương trình (5) ta tính được liều hiệu dụng hàng năm đối với nhân dân toàn thế giới do hít thở phải khí radon và các sản phẩm phân rã của nó là :

Trong nhà:

Ehd(Rn) = 40 Bq/m3 × 0.4 × 7000g × 9 nSv (Bq.g.m-3)-1 = 1.0 (mSv/năm) Ngoài nhà:

Ehd(Rn) = 10 Bq/m3×0.6×1760giờ×9 nSv (Bq.g.m-3)-1 = 0.095 (mSv/năm) Vậy liều hiệu dụng của radon và các sản phẩm phân rã được đánh giá bằng ~ 1.1 mSv/ năm Hàm lượng thoron (222Rn) là vào khoảng 10 Bq/m3 ngoài nhà và trong nhà cũng xấp xỉ như vậy Tuy nhiên không thể sử dụng hàm lượng này để tính suất liều khi mà hàm lượng của nó phụ thuộc mạnh vào đoạn đường

từ nơi sinh ra nó đến vị trí đo Đánh giá hàm lượng tương đương cân bằng như

đã miêu tả ở trên Xác định liều hiệu dụng hàng năm đối với thoron ta sử dụng

hệ số chuyển đổi của thoron là 40 nSv (Bq.g.m-3)-1 đã được UNSCEAR và ICRP công bố năm 1993, thời gian cư trú trong nhà là 0.8 (~ 7000 giờ), thời gian cư trú ngoài nhà là 0.2 (~ 1760 giờ), gọi CT (EEC) là hàm lượng thoron trong không khí, hệ phương trình xác định suất liều hiệu dụng của thoron là:

Trong nhà:

Ehd(Th) = 0.3 Bq/m3×7000 giờ×40 nSv (Bq.g.m-3)-1 = 0.084 mSv/năm Ngoài nhà:

Ehd(Th) = 0.1 Bq/m3×1760 giờ×40 nSv (Bq.g.m-3)-1 = 0.007 mSv/năm

Vậy liều hiệu dụng trung bình hàng năm từ các sản phẩm phân rã trong dãy thoron trên toàn thế giới được đánh giá = 0.09 mSv/năm

Để xác định toàn diện sự đóng góp vào liều hiệu dụng ta còn cần quan tâm thêm đến 2 quá trình chiếu xạ của khí radon và thoron

1) Quá trình chiếu xạ của khí radon, thoron qua đường hô hấp hoà trộn trong máu, phân bố trên toàn cơ thể

Hệ số liều hiệu dụng do radon và thoron hoà tan trong máu từ một lượngxâm nhập qua con đường hô hấp đã được UNSCEAR thông báo năm 1993 là 0.17 nSv (Bq.g.m-3)-1

Liều hiệu dụng của radon xâm nhập theo con đường được xác định:

Trong nhà:

Ehd(Rn) = CA x7000g × 0.17 nSv (Bq.g.m-3)-1 Ngoài nhà:

Ehd(Rn) = CA x 1760g × 0.17 nSv (Bq.g.m-3)-1 (7) Nếu thay hàm lượng khí radon trong nhà trên toàn thế giới là 40 Bq/m3 và hàm lượng khí radon ngoài nhà trung bình là 10 Bq/m3 vào hệ phương trình (7) ta được: Trong nhà:

Ehd(Rn) = 40 Bq/m-3 × 7000g × 0.17 nSv (Bq.g.m-3)-1 = 0.048 mSv/năm Ngoài nhà:

Ehd(Rn) = 10 Bq/m-3 × 1760g × 0.17 nSv (Bq.g.m-3)-1 = 0.003 mSv/năm Đối với thoron là:

Trong nhà:

Ehd(Th) = CA × 7000g × 0.11 nSv (Bq.g.m-3)-1 Ngoài nhà:

E hd(Th) = CA ×1760g × 0.11 nSv (Bq.g.m-3)-1 (8) Nếu thay hàm lượng khí thoron trong nhà và ngoài nhà trên toàn thế giới

là 10 Bq/m3 vào hệ phương trình (8) thì liều hiệu dụng của thoron là:

Trong nhà:

Ehd(Th) = 10 Bq/m-3×7000g × 0.11 nSv (Bq.g.m-3)-1 = 0.008 mSv/năm Ngoài nhà:

Ehd(Th) = 10 Bq/m-3 × 1760g × 0.11 nSv (Bq.g.m-3)-1 = 0.002 mSv/năm 2) Quá trình chiếu xạ của khí radon từ nứơc trong vòi chảy ra

Radon từ nước trong vòi chảy ra có thể chiếu xạ trong qua đường tiêu hoá qua con đường nước uống và do hít thở radon bay vào không khí khi sử dụng Hàm lượng khí radon trong nước được UNSCEAR thông báo là 10 KBq/m3 Tỷ

lệ hàm lượng khí trên nước là 7000g/ năm Hệ số liều hít thở được áp dụng như trong không khí, lượng nước tiêu thụ từ trong vòi chảy ra là 60 l/năm, xác định

hệ số chuyển đổi liều tiêu hoá là 3.5 nSv/Bq

Xác định liều hiệu dụng qua đường hít thở khí từ nước trong vòi bay ra theo phương trình (9)

Ehd(ht) = CRn ×10-4 × 7000g × 0.4 × 9 nSv (Bq.g.m-3)-1 (9)

Xác định liều hiệu dụng qua đường tiêu hoá từ nước vòi chảy ra theo phương trình (10)

Ehd(Th) = CRn×60l/năm×10-3m3/năm×3.5 nSv/Bq (10)

Trong đó CRn là hàm lượng radon trong nước

Thay giá trị hàm lượng radon trong nước trung bình trên toàn thế giới đã được UNSCEAR cung cấp là 10 Bq/m3 vào phương trình (9) và (10) ta được:

Vậy suất liều chiếu trong hàng năm gây ra qua đường hít thở được xác định bằng công thức sau:

) ( ) ( ) ( ) (TN Rn NN Th TN Th NN Rn

E E Th ( NN) là suất liều hiệu dụng của thoron trong nhà và ngoài nhà

II.2.2 Xác định suất liều hiệu dụng chiếu trong qua đường tiêu hóa

Sự chiếu xạ qua đường tiêu hoá xảy ra khi các nuclit phóng xạ có trong lương thực, thực phẩm, rau quả, nước uống Sau khi xâm nhập vào con người, các nuclit phóng xạ sẽ tập trung trong các tế bào mô, trong các cơ quan chức năng của cơ thể, trong máu và gây ra quá trình chiếu xạ bên trong Lượng xâm nhập hàng năm vào cơ thể con người qua đường tiêu hoá của các nuclit phóng

xạ tự nhiên phụ thuộc vào số lượng tiêu thụ lương thực thực phẩm, nước uống

và hàm lượng các nuclit phóng xạ có trong chúng

Lượng lương thực, thực phẩm, nước uống tiêu thụ hàng năm được trình bày trong bảng 1 Số liệu này đã được tổ chức bảo vệ sức khoẻ thế giới (WHO)

và tổ chức nông nghiệp và lương thực thế giới (FAO) cung cấp Trong đó số lượng tiêu thụ cho trẻ em (từ 7 đến 12 tuổi) và hài nhi (<2 tuổi) bằng 2/3 so với

người lớn Loại trừ sản phẩm sữa, hài nhi và trẻ em tiêu thụ nhiều hơn Lượng

nước dùng trong ăn uống dựa vào số liệu của Uỷ ban bảo vệ bức xạ (ICRP)

thông báo Mặc dù giá trị phân loại là có sự thống nhất, nhưng cũng có một số

đánh giá khác, do thế giới rộng lớn và lượng sử dụng từng loại là còn phụ thuộc

vào vùng miền Chẳng hạn lượng sữa tiêu thụ ở châu Á là thấp, lượng tiêu dùng

rau quả ở châu Phi là thấp

Hàm lượng các nuclít phóng xạ thường gặp trong tự nhiên trong lương

thực, thực phẩm…của từng quốc gia là rất khác nhau (do mức phông bức xạ

khác nhau, điều kiện nông nghiệp, thời tiết…ảnh hưởng tới) Điều đó đã được

Uỷ ban An toàn Bức xạ (UNSCEAR) thông báo năm 1993 trong bảng hướng

dẫn lý lịch về các loại rau, trái cây hoặc cá

Việc xác định các nuclít phóng xạ trong lương thực, thực phẩm… dùng

hàng ngày của dãy uran, thori bằng cách nhân hàm lượng hiện có trong thức ăn,

trong nước với số lượng sử dụng hàng năm của người lớn Theo thông báo của

(UNSCEAR) năm 1993 trong nước uống hàm lượng 210Pb và 210Po là cao nhất;

232Th, 230Th có hàm lượng thấp nhất; 226Ra và 238U có hàm lượng trung bình Bởi

vì nước uống là môi trường dễ hoà tan của uran và radi, nó là đối tượng cần thiết

phải xác định số lượng xâm nhập qua đường tiêu hoá

Bảng 1: Số lượng tiêu thụ (sử dụng) không khí, lương thực, thực phẩm,

rau quả, nước uống hàng năm

Tốc độ hít thở (m3/năm) Đối tượng tiêu thụ

Trong hầu hết các tài liệu công bố của các tổ chức quốc tế như: IAEA,

UNSCEAR, ICRP, ICRU…từ năm 1993 trở lại đây, khi xác định liều chiếu

trong, người ta chỉ quan tâm đến hàm lượng các nuclít phóng xạ của dãy Uran

và dãy Thori trong lương thực, thực phẩm và nước uống…còn hàm lượng 40K

trong các đối tượng trên là không quan tâm Bởi vì, 40Klà đồng vị luôn giữ cân

bằng trong quá trình trao đổi chất và được duy trì trong cơ thể ở mức không phụ thuộc vào số lượng đưa vào Nguyên tố 40K được phân bố không thay đổi có thể nhiều hoặc nhỏ hơn một chút trong cơ thể theo lượng xâm nhập trong thức ăn và hàm lượng của nó trong cơ thể là được xác định Đối với người lớn, cơ thể chứa Kali khoảng 0,18% đối với trẻ em là 0,2% Sự có mặt 40K trong tự nhiên là: 1,17x10-4 hoạt độ riêng là: 2,6x108 và hệ số chuyển đổi liều là: 3µSv/năm/Bq/kg Liều hiệu dụng hàng năm trong các tế bào mô trong cơ thể do

40K là 165 và 185 µSv/năm đối với người lớn và trẻ em tương ứng

Đối với các nuclít của dãy uran và thori, hàm lượng của chúng trong lương thực, trong nước và tổng lượng tiêu thụ hàng năm là các đại lượng cần thiết cho việc xác định sự thay đổi liều chiếu lên cơ thể

Các phương pháp xác định liều chiếu trong qua đường tiêu hoá

Trong phần này chúng ta sẽ lựa chọn các tham số hợp lí cho việc xác định liều chiếu trong qua đường tiêu hoá cho các đồng vị phóng xạ 238U, Thori tự nhiên và 226Ra gây ra

Theo cẩm nang về an toàn bức xạ do Uỷ ban Năng lượng Nguyên tử Liên Xô trước đây công bố năm 1987 thì liều chiếu tương đương trong một bộ phận nguy cấp của cơ thể bị chiếu xạ ở người lớn được xác định và biểu diễn bằng công thức:

m

10 6 , 1 E qf H

13 hd

- m: là trọng lượng bộ phận bị nguy cấp hay trọng lượng mô (kg)

- Ehd = ∑ EQn: là năng lượng hiệu dụng (MeV/phân rã) truyền cho bộ phận trong cơ thể trong một phân rã có tính đến hiệu ứng sinh học của bức xạ

Z 1 f E 33 0 E

2 / 1 2

/ 1

Trong đó:

- Eβ: là năng lượng giới hạn của phổ năng lượng β (MeV);

- f: là phần phân rã của loại bức xạ khảo sát;

- Z: là số nguyên tử của nuclít:

b) Đối với bức xạ gama (γ):

- Eγ: là năng lượng của các lượng tử thoát ra khi phân rã;

- µen: là hệ số tuyến tính của quá trình truyền năng lượng (Cm-1);

- χ: là bán kính hiệu dụng của bộ phận chứa nuclít;

f E

Trong trường hợp thiết lập được sự cân bằng giữa quá trình xâm nhập với quá trình phân rã và đào thải thì qui luật hàm số mũ của việc đào thải ra khỏi bộ phận nguy cấp là phụ thuộc vào vận tốc xâm nhập nuclít vào trong cơ thể (Bq/ngày) với sự tích luỹ chúng trong cơ thể, được xác định bằng biểu thức:

1 FT 45 , 1 t exp t F

qf

hd

hd hd

hd

Trong đó:

- q: là hoạt độ nuclít chứa trong toàn bộ cơ thể;

- f2: là phần nuclít lắng đọng trong bộ phận bị nguy cấp so với hàm lượng

có trong cơ thể;

- F=Fnước=Dcho phép.Vn.fn (đối với trường hợp là nước);

- F=Fkhông khí =Dcho phép.Vkk.fkk (đối với trường hợp là không khí);

- Thd=T1/2.Tσ(T1/2+Tσ);

- t: là thời gian (ngày);

- D: là liều cho phép;

Đa số các nuclít có Thd là nhỏ và t≥Thd; vì vậy sự cân bằng thiết lập nhanh

và thừa số [t− exp( )λhd t ] ∼1 Sau chu kì t = 50÷70 năm chỉ có 20 nuclít là không cân bằng và xảy ra sự tăng đều hàm lượng nuclít có trong bộ phận nguy cấp

Khi nhận được một thời gian ngắn các nuclít vào cơ thể, để tính liều cho một bộ phận bị chiếu cần sử dụng các công thức riêng Giả thiết rằng chu kì tích luỹ ban đầu trong bộ phận khảo sát là không ảnh hưởng lên giá trị liều trong cơ thể và việc thải ra khỏi cơ thể là được miêu tả chỉ bằng một hàm số mũ:

0

t 69 , 0 exp

f

q

qf ; khi đó có thể nhận được công thức sau để tính liều tương đương sau thời gian t;

hd 13 2

0 hd

3 hd

f q m

dt E 10 6 , 1 T

t 69 , 0 exp

f

q

Trong đó:

- qf2: là sự thay đổi hàm lượng ban đầu theo thời gian C0 exp(-λЗФt);

C0=q0f2/m là hàm lượng nuclít ban đầu trong cơ thể (Bq/kg) nếu t >>Thdbiểu thức (17) đơn giản chỉ còn:

0 hd hd

13 E T C 10

31 , 2

Khi t <<Thd thì H ≅ 1 , 6 × 10−13Ehd C0t (19)

Nếu nuclít xâm nhập vào cơ thể theo sự tích luỹ chậm, các công thức (17), (19) là không đúng, bởi chúng không tính đến chu kì tích luỹ ban đầu Có thể đưa vào hằng số tích luỹ λtl hoặc chu kỳ bán tích luỹ Ttl trong biểu thức để xác định hàm lượng ban đầu C0 và nhận được phương trình để tính hàm lượng trung bình của nuclít trong cơ thể

t C

T T T

tl 2 / 1

tl 2 / 1 tl

hd

13 0

tl hd hd 13

T

T 1 T E 10 34 , 2 C T T E 10 34

×

× λ

hd hd 8

hd

13 hd

t

0

hd t

) t exp(

1 t m

T FE 10 2 m

dt 10 6 , 1 E t exp

- F= Cvf là vận tốc nuclít xâm nhập vào trong cơ thể (Bq/ngày);

- C: là hàm lượng nuclít trong thực phẩm, nước hoặc không khí mà ta sử dụng (Bq/m3);

- v: là vận tốc hít thở hay lượng nước tiêu dùng hàng ngày (m3/ngày);

- f: là phần nuclít nhận được từ nước (fn), hay không khí (fkk) vào cơ thể

so với toàn bộ lượng nhận được trong cơ thể

- m: là khối lượng bộ phận bị chiếu trong cơ thể (kg);

Tính liều chiếu đối với 226Ra xâm nhập qua cơ thể (qua nước uống) ta chọn các tham số sau:

F = 2 , 2 × 10 − 3 × 0 , 03 × = 6 , 6 × 10 − 5 ×

5

4 4 , 33 10 10

6 , 1

693 , 0 693 ,

Trong trường hợp tính liều đối với 238U, xâm nhập vào cơ thể (qua nước uống) ta chọn các tham số sau:

f) Phương pháp tính liều tương đương đối với thori tự nhiên

Khi tính liều tương đương đối với thori tự nhiên xâm nhập vào cơ thể (qua nước uống) ta lựa chọn các tham số sau:

Xác định liều hiệu dụng chiếu trong qua đường tiêu hóa

Như đã trình bày ở phần II, việc xác định liều hiệu dụng hằng năm qua đường tiêu hóa ta cần quan tâm tới các nuclit phóng xạ của dãy uran và thori

Liều hiệu dụng hằng năm được xác định bằng công thức:

d

Ở đây; De: là liều hiệu dụng hằng năm (Sv)

A: là hoạt độ phóng xạ có trong mẫu (Bq/kg)

m: là trọng lượng thức ăn hay nước uống hàng ngày (kg hoặc lít)

Kd: là hệ số chuyển đổi liều (Sv/Bq)

Ở nước ta chưa có tổ chức nào thống kê được số lượng tiêu thụ lương thực, thực phẩm, rau quả, nước uống hằng năm trung bình cho mỗi người dân Song các số liệu này đã được tổ chức bảo vệ sức khỏe thế giới WHO công bố và

tổ chức nông nghiệp, lương thực thế giới cung cấp

Kd: là hệ số chuyển đổi liều đã được Ủy ban Khoa học Quốc tế về an toàn bức xạ hạt nhân (UNSCEAR) và Ủy ban Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) công bố năm 1993

Bảng 2, trình bày các hệ số chuyển đổi liều hiệu dụng hằng năm qua con đường

ăn, uống từ các nuclit phóng xạ của dãy uran và thori

Hệ số chuyển đổi liều hiệu dụng (µSv.Bq-1) Nuclit phóng xạ Trẻ em (dưới 2

tuổi)

Thiếu nhi (từ 7 đến 12 tuổi)

Người lớn (lớn hơn 17 tuổi)

Từ bảng 1, ta thấy lượng tiêu thụ nước uống hằng năm của người lớn là

500kg/năm, lượng gạo tiêu thụ là 140kg, sản phẩm thịt tiêu thụ là 50kg

Từ bảng 2, ta thấy hệ số chuyển đổi liều hiệu dụng qua đường tiêu hóa của

238U là 0.045 µSv.Bq-1, 226Ra là 0.28 µSv.Bq-1, 232Th là 0.23 µSv.Bq-1…vv…

Như vậy, áp dụng công thức (23) ta xác định được liều hiệu dụng hằng

năm xâm nhập vào cơ thể qua đường ăn uống

Trong trường hợp ta không xác định được hàm lượng đồng vị mà chỉ xác

định được hàm lượng uran tự nhiên và hàm lượng thori tự nhiên, chúng ta cũng có

thể sử dụng hệ số chuyển đổi của 238U và 232Th để xác định liều hiệu dụng mà chỉ

mắc sai số rất nhỏ vì 238U và 232Th chiếm tỉ lệ rất cao trong tự nhiên

II.3 Phương pháp xác định phông bức xạ tự nhiên

Vào năm 1987, Ủy ban Năng lượng của Liên Xô (cũ) đã đưa ra định nghĩa về

phông bức xạ tự nhiên: Sự chiếu xạ của phông bức xạ lên cơ thể con người do bức

xạ vũ trụ, bức xạ tự nhiên và do vật chất phóng xạ nhân tạo được tạo ra trong cơ thể

con người và trong môi trường xung quanh Theo Ủy ban Năng lượng của Liên Xô

thì liều hiệu dụng trung bình của phông bức xạ tự nhiên chiếu lên cơ thể con người ở

Liên Xô cỡ 2mSv/năm Đối với trẻ em dưới 10 tuổi thì liều này lớn hơn do hít thở

các sản phẩm của khí radon và khoảng chừng 3mSv/năm

Theo Bách khoa Toàn thư của thế giới công bố năm 2007, thì phông bức xạ

tự nhiên bao gồm: Bức xạ vũ trụ và các nguồn bức xạ sinh ra trên mặt đất Các

nguồn sinh ra trên mặt đất bao gồm các nguồn bên trong cơ thể và nguồn radon

Phông bức xạ tự nhiên trung bình trên toàn trái đất là 2.4mSv/năm

Năm 1996, Ủy ban Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) đã đưa ra định nghĩa về phông bức xạ tự nhiên được sinh ra từ các nguồn bức xạ vũ trụ và các nguồn bức xạ của trái đất

Nghị định số 50/1998/NĐ-CP ngày 16/7/1998 của Chính phủ nước Cộng hòa Xã hội Chủ nghĩa Việt Nam định nghĩa phông bức xạ tự nhiên là: Những bức xạ có nguồn gốc tự nhiên (bức xạ vũ trụ, từ các hạt nhân phóng xạ tự nhiên

có trong đất đá, không khí, nước, cơ thể con người và các sinh vật, vật liệu…) Cũng theo Nghị định trên, Điều 16 Khoản 1 cũng qui định bức xạ giới hạn hàng năm đối với nhân viên bức xạ là 20mSv, đối với nhân dân là 1mSv Các giới hạn này bao gồm cả liều xạ chiếu trong và liều xạ chiếu ngoài, không kể phông bức xạ tự nhiên Điều này có nghĩa là việc xác định phông bức xạ tự nhiên là xác định suất liều chiếu xạ của phông bức xạ tự nhiên

Để xác định được suất liều (Dose) của phông bức xạ tự nhiên, chúng ta phải xác định được các thành phần chiếu xạ gây ra bởi các nguồn bức xạ tự nhiên, bao gồm các thành phần: chiếu ngoài và chiếu trong

T

H

HΞ = + (24) Liều chiếu này đặc trưng cho từng địa phương, phụ thuộc vào đặc trưng của các nuclit trong môi trường, trong cơ thể, vĩ độ, vị trí địa lý và nhiều yếu tố khác Các công thức xác định liều chiếu ngoài đã được trình bày ở II.1 Các công thức xác định liều chiếu trong, qua đường hô hấp và đường tiêu hóa được trình bày chi tiết trong mục II.2

Phương pháp thứ nhất

Cộng tất cả các thành phần chiếu xạ của các nguồn bức xạ tự nhiên thành liều chiếu cho từng điểm, từng vùng, miền…sau đó lấy trung bình ta sẽ được suất liều chiếu trung bình hàng năm của phông bức xạ tự nhiên Trong phương pháp này, người ta không tính được giá trị suất liều chiếu xạ tại các vùng mỏ phóng xạ, đất hiếm, các khu vực có dị thường phóng xạ cao, các vùng có độ cao trên 4km, chiếu xạ trong y học, nhà máy điện nguyên tử, sự cố Chernobyl Ở đây chỉ tính đến liều chiếu xạ của các nguyên tố phóng xạ tự nhiên ở các vùng

có mức phông bình thường Với phương pháp tính này người ta đã xác định được suất liều chiếu của phông bức xạ tự nhiên trung bình trên toàn thế giới là: 2.4mSv/năm, dao động trong khoảng từ 1 đến 10 mSv/năm

Phương pháp thứ 2

Xuất phát từ đặc điểm mỗi vùng, miền, mỗi quốc gia có suất liều chiếu của phông bức xạ tự nhiên khác nhau; vì vậy nếu sử dụng phương pháp 1 để xác định phông thì chưa thể hiện được mối quan hệ ảnh hưởng của phông lên đời sống con người Điều này sẽ được khắc phục khi đưa vào trọng số dân Tức là khi xác định được giá trị phông bức xạ tự nhiên cho một vùng, miền, khu vực, quốc gia là phải gắn liền với việc xác định số dân hiện sinh sống ở đó đang bị chiếu xạ thường xuyên Các bước tiến hành như sau:

Xác định suất liều hàng năm của phông bức xạ tự nhiên cho từng vị trí, khu vực…khoanh định các vùng, miền, khu vực có mức suất liều theo mức:

- Vùng 1 có mức suất liều từ: 0 đến 0.5 mSv/năm

- Vùng 2 có mức suất liều từ: 0.5 đến 1.0 mSv/năm

- Vùng 3 có mức suất liều từ: 1.0 đến 1.5 mSv/năm

- Vùng 4 có mức suất liều từ: 1.5 đến 2.0 mSv/năm

- Vùng 5 có mức suất liều từ: 2.0 đến 2.5 mSv/năm

- Vùng 6 có mức suất liều từ: 2.5 đến 3.0 mSv/năm

- Vùng 7 có mức suất liều từ: 3.0 đến 3.5 mSv/năm

- Vùng 8 có mức suất liều từ: 3.5 đến 4.0 mSv/năm

- Vùng 9 có mức suất liều từ: 4.0 đến 4.5 mSv/năm

- Vùng 10 có mức suất liều từ: 4.5 đến 5.0 mSv/năm

Xác định số dân hiện sinh sống trên các vùng, miền tương ứng vùng, miền theo tổng số dân của cả nước

Xây dựng biểu đồ như hình 2, trục hoành biểu diễn tổng liều hiệu dụng hàng năm của phông bức xạ tự nhiên, trục tung biểu diễn tỉ lệ dân số hiện có trên từng vùng so với tổng số dân

Từ hình 2 ta thấy phông bức xạ tự nhiên là giá trị suất liều chiếu hiệu dụng tương ứng với phần tỉ lệ dân số chiếm nhiều nhất Phương pháp thứ 2 xác định được suất liều hiệu dụng trung bình hàng năm của phông bức xạ tự nhiên là 2 mSv/năm

Ủy ban Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) và Ủy ban Quốc tế về An toàn Bức xạ (UNSCEAR) đã dựa vào số liệu thống kê của 16 nước trên thế giới là: Hồng Kông (Trung Quốc), Nhật, Malaixia, Đan Mạch, Phần Lan, Bỉ, Newzilan, Bungari, Hungari, Rumani, Nga, Anbani, Italia, Bồ Đào Nha, để xây dựng biểu đồ biểu diễn mối quan hệ giữa suất liều hiệu dụng hàng năm theo tỉ lệ dân đang sinh sống trên từng nước để từ đó xác định được phông bức xạ trung bình hàng năm của 16 quốc gia là: 2 mSv/năm

Trong trường hợp chúng ta có các kết quả điều tra chi tiết môi trường phóng xạ tại từng điểm, để xác định phông bức xạ tự nhiên ta phải kết hợp áp dụng cả hai phương pháp cùng một lúc; đó là:

- Bước 1: Xác định phông bức xạ tự nhiên cho từng điểm (đại diện cho 1 vùng, miền nhỏ) bằng phương pháp lấy trung bình

- Bước 2: Xây dựng biểu đồ, mối tương quan giữa suất liều bị chiếu hàng năm với số dân của từng vùng, miền bị chiếu

- Trong trường hợp chưa có số liệu điều tra dân số bị chiếu xạ trên từng vùng, miền thì việc xác định phông bức xạ tự nhiên chỉ cần áp dụng phương pháp 1

II.4 Phương pháp xác định dị thường bức xạ

Trong điều tra, tìm kiếm, thăm dò, lập bản đồ địa chất, người ta cũng đưa

ra các tiêu chí để xác định dị thường phóng xạ Cụ thể là các dị thường gamma,

dị thường uran, thori, dị thường khí phóng xạ radon…Từ việc khoanh định qui

mô các dị thường phóng xạ sẽ giúp cho việc tìm kiếm, phát hiện các mỏ phóng

xạ, mỏ đất hiếm hoặc các mỏ có nguyên tố cộng sinh với các nguyên tố phóng

xạ Trong điều tra chi tiết môi trường phóng xạ người ta cũng đặc biệt quan tâm tới các dị thường bức xạ Các dị thường bức xạ là những điểm, khu vực, vùng, miền có suất liều chiếu bức xạ tự nhiên cao hơn mức phông bức xạ tự nhiên Từ

đó, chúng ta có thể khoanh định được các khu vực, vùng, miền có suất liều chiếu của bức xạ tự nhiên cao hơn liều giới hạn cho phép Điều 16 mục 1 của Nghị định 50/1998/NĐ/CP: “ Liều bức xạ giới hạn hàng năm đối với nhân viên bức xạ

là 20 mSv, đối với nhân dân là 1 mSv Các giới hạn này bao gồm cả liều chiếu trong và liều chiếu ngoài, không kể phông bức xạ tự nhiên” Trên cơ sở xác định được các dị thường bức xạ, chúng ta đề ra được những biện pháp cần thiết để giảm mức phông và mức liều chiếu hàng năm nhằm bảo vệ sức khỏe cộng đồng

II.4.1 Dị thường gamma

Để xác định dị thường gamma người ta phân loại theo biên độ Các dị thường chia làm 3 loại: mạnh, trung bình và yếu

- Các dị thường mạnh có giá trị lớn hơn ba lần phông, các dị thường trung bình có giá trị từ hai đến ba lần phông, còn các dị thường yếu có biên độ bằng phông + 3S

- Các dị thường yếu xác định bằng phương pháp thống kê xác suất Dị thường được xác định theo công thức sau:

S I

Trong đó: IΦ: là giá trị cường độ phông;

S: là độ thăng giáng trung bình của phông hay là độ lệch quân phương của giá trị cường độ trung bình

II.4.2 Dị thường phổ gamma mặt đất

Nếu như sự phân bố của các nguyên tố phóng xạ: U, Th, K trong môi trường tuân theo qui luật phân bố chuẩn thì dị thường Cdt (Idt) với độ tin cậy 99.86% được xác định theo công thức:

S I

C I

C dt( dt) ≥ ph( ph) + 3 (26) Trong đó:

Cph(Iph): là giá trị hàm lượng (cường độ phóng xạ) phông của trường phóng xạ

S: là độ tán xạ hay còn gọi là độ lệch quân phương của đại lượng nghiên cứu Trong trường hợp các nguyên tố phóng xạ phân bố theo qui luật loga chuẩn thì công thức có dạng:

3

) ( ) ( dt ph ph ε

Trong đó:

- NΦ: là nồng độ khí phóng xạ phông của đối tượng hay khu vực khảo sát

- S: là độ thăng giáng trung bình hoặc độ lệch bình phương trung bình của phông Bản chất dị thường nồng độ khí phóng xạ được xác định theo tỉ lệ nồng độ radon và nồng độ thoron:

- Khi ε>10 thì bản chất dị thường khí phóng xạ là radon

- Khi ε<1 thì bản chất dị thường khí phóng xạ là thoron

- Khi 1 ≤ε≤10 thì bản chất dị thường khí phóng xạ hỗn hợp radon và thoron

II.4.4 Lựa chọn tiêu chí xác định dị thường bức xạ

Khi nói tới phông bức xạ tự nhiên trong điều tra chi tiết môi trường phóng

xạ là hàm ý nói tới suất liều hiệu dụng trung bình hàng năm của bức xạ tự nhiên tác động lên cơ thể con người Vì vậy, khi lựa chọn tiêu chí xác định dị thường bức xạ tự nhiên chúng ra cần chú ý tới 2 đại lượng là: suất liều hiệu dụng trung

bình hàng năm của bức xạ tự nhiên Hph (phông bức xạ tự nhiên) và liều bức xạ giới hạn hàng năm đối với nhân dân là 1mSv (không kể phông bức xạ tự nhiên)

Vùng ứng với dị thường bức xạ trung bình là vùng có mức liều giới hạn hàng năm lớn hơn 1mSv và nhỏ hơn hoặc bằng 2mSv (không kể phông bức xạ

tự nhiên);

Vùng ứng với dị thường bức xạ mạnh là vùng có mức liều giới hạn hàng năm lớn hơn 2mSv (không kể phông bức xạ tự nhiên) Các dị thường được biểu diễn theo các gam màu: hồng, đỏ, đỏ xẫm

Căn cứ vào tiêu chí xác định dị thường bức xạ, ta có thể xác định được các vùng có suất liều chiếu cao hơn hoặc thấp hơn so với mức liều giới hạn cho phép

b) Phương pháp thứ hai

Phương pháp xác định dị thường đã trình bày phụ thuộc rất nhiều vào giá trị phông bức xạ, chưa quan tâm tới độ thăng giáng trung bình của phông bức

xạ Để tránh bỏ sót những dị thường chúng tôi đề xuất phương án thứ 2 xác định

dị thường bức xạ và dị thường bức xạ được phân loại làm 4 loại:

- Dị thường bức xạ yếu:

S H

H dt ≥ ph + 3 (29) Trong đó:

Hdt: là suất liều chiếu của dị thường bức xạ

Hph: là suất liều chiếu trung bình hàng năm của bức xạ tự nhiên (phông bức xạ tự nhiên)

S: là độ thăng giáng trung bình của phông bức xạ tự nhiên hay là độ lệch quân phương

- Dị thường bức xạ trung bình:

mSv H

H S

H ph3 < dt ≤ ph + 1 (30)

- Dị thường bức xạ mạnh:

mSv H

Chúng ta biết, suất liều chiếu của phông bức xạ tự nhiên trung bình trên toàn thế giới khoảng 2mSv/năm Với độ thăng giáng trung bình của phông bức

xạ là khoảng 20% Như vậy, giá trị tuyệt đối của dị thường yếu trong phương pháp xác định thứ nhất bao giờ cũng lớn hơn phương pháp xác định thứ hai Vì vậy, tác giả cho rằng: để không bỏ sót các dị thường yếu, chúng ta lên lựa chọn phương pháp thứ hai để xác định dị thường bức xạ Điều này cũng phù hợp nhận thức chung: Phông bức xạ không có hại đối với sức khỏe con người, nó là một phần của tự nhiên và các chất phóng xạ có trong cơ thể con người cũng là một phần của tạo hóa Khi con người bị chiếu xạ bởi một liều dù rất nhỏ song cũng

có ảnh hưởng tới sức khỏe Vì vậy, không cho phép chúng ta bỏ sót những dị thường bức xạ dù là yếu

Chương III ỨNG DỤNG CÔNG NGHỆ THÔNG TIN TRONG XỬ LÝ, BIỂU DIỄN,

HIỂN THỊ CÁC KẾT QUẢ TRONG ĐIỀU TRA CHI TIẾT

MÔI TRƯỜNG PHÓNG XẠ

Công tác điều tra môi trường phóng xạ ở nước ta đã tiến hành từ nhiều

năm nay trên phạm vi khá rộng rãi, bao gồm hàng chục đô thị, các vùng dân cư,

khu công nghiệp, các vùng mỏ có liên quan quặng phóng xạ Các kết quả thu

được cho phép tính được liều chiếu lên cơ thể con người, bao gồm liều chiếu

ngoài và liều chiếu trong Trước đây để tính các loại liều chiếu thường sử dụng

phương pháp tính thủ công (nhờ máy tính bỏ túi), hoặc dùng một số phần mềm

bảng tính như Excel, Lotus, Surfer Mỗi lần tính người dùng phải nhập công

thức từ bàn phím để tính toán, sau đó lưu File kết quả Nếu cần thành lập bản đồ

phân bố giá trị các kết quả tính suất liều chiếu lại phải chuyển vào chương trình

MapInfo để tạo bản đồ điểm hoặc các loại bản vẽ khác; Việc ứng dụng các công

cụ bản đồ và GIS vốn là thế mạnh của MapInfo cũng bị hạn chế

Để khắc phục những bất cập trên và để nâng cao chất lượng xử lý, hiển thị

các kết quả điều tra chi tiết môi trường phóng xạ, phục vụ điều tra đánh giá môi

trường bức xạ tự nhiên ở Việt Nam, chúng tôi đã tiến hành nghiên cứu xây dựng

chương trình tính liều chiếu trên cơ sở kết quả đo thu thập được

III.1 Xây dựng và mô tả chương trình

Việc ứng dụng các phần mềm GIS trong công tác xử lý dữ liệu văn phòng

và số hoá bản đồ tại Cục Địa chất và Khoáng sản Việt Nam được tiến hành

nghiên cứu, triển khai từ những năm 90 của thế kỷ XX Đặc biệt là phần mềm

MapInfo hiện được đa số các nhà địa chất sử dụng thành thạo, do vậy việc định

hướng viết chương trình tính toán và quản lý số liệu trên phần mềm MapInfo

thuận tiện cho việc sử dụng và triển khai công việc sau này

Để thuận tiện cho việc sử dụng chương trình, các chương trình xử lý, hiển

thị kết quả được viết và liên kết chung vào trong hệ thống Menu ”Moi truong

Phong Xa” bao gồm các chức năng:

- LC Ngoai B.Xa Gamma Tu nhien

- LC Ngoai B.xa Gamma Vu Tru

- LC Trong qua duong Tieu Hoa

- LC Trong qua duong Ho Hap

- Tao ban do diem

- Dat Font cho &Information

- Tim kiem voi &VN Query Select

- Thong tin them

- Ket thuc chuong trinh

Trong đó, mỗi Sub Menu là một chương trình xử lý tài liệu khác nhau Chương trình ”Moi truong Phong Xa” được viết trên ngôn ngữ MapBasic

và biên dịch dưới dạng *.MBX nên có thể chạy trực tiếp song song với phần mềm MapInfo Để chương trình chạy tự động khi MapInfo khởi động, cần thiết lập các khai báo theo các bước sau:

Bước 1: Vào menu [Tools] của Mapinfo chọn [Tool Manager]

Hình 1: Chọn Tool Manager

Ö Xuất hiện hộp thoại như Hình 2

Hình 2: Phần mềm quản lý các ứng dụng chạy trên Mapinfo

Bước 2: Tại hộp thoại Hình 2 Î nhấn nút lệnh [Add Tool ] Î xuất hiện

hộp thoại:

Hình 3: Hộp thoại thêm mới ứng dụng

Trên Hình 3, tại dòng lệnh Location nhấn nút lệnh [ ] Î Lựa chọn

chương trình cần thêm mới và chạy trên MapInfo Î Lựa chọn đến thư mục

chứa chương trình ”MTruong_Phxa.MBX” sau đó nhập tên tại ô Title như

Hình 3 Î Sau đó nhấn OK Î Quay trở lại hộp thoại của Hình 1

Tại hộp thoại này đánh dấu vào ô AutoLoad nếu muốn chương trình tự động chạy mỗi khi MapInfo khởi động

Sau khi khởi động, chương trình sẽ tự động thêm mới menu

[Moi truong Phong Xa] vào thanh menu chính của chương trình như hình 4

Hình 4: Menu của chương trình

Về cấu trúc thư mục của chương trình gồm có:

- Thư mục SYSTEM chứa các tham số hệ thống và các biến trọng số Q của chương trình tính Gamma Tu Nhien

- Thư mục DATA chứa các số liệu đo và kết quả tính toán của chương trình

III.2 Chương trình tính liều chiếu ngoài bức xạ gamma tự nhiên

Để sử dụng chương trình tính Liều chiếu ngoài Bức xạ Gamma Tự nhiên,

tại Menu [Moi truong Phong xa] của chương trình (Hình 5)

Bước 1: Chọn menu lệnh ”LC Ngoai B.Xa Gamma Tu Nhien”

Hình 5: Menu chương trình ”Môi trường phóng xạ”

Ö Khi đó xuất hiện hộp thoại Hình 6

Hình 6: Chương trình tính bức xạ Gamma Tự Nhiên

Bước 2: Khai báo các thông số tính toán

- Lựa chọn file chứa dữ liệu đo Gamma:

Nhấn nút [Chon File] để lựa chọn file chứa dữ liệu đo gamma

Ö Kết quả hiển thị đầy đủ đường dẫn và tên file tại ô bên cạnh

- Lựa chọn tham số tính toán:

o Chọn trường dữ liệu chứa kết quả đo theo danh sách tên trường có trong Cơ sở dữ liệu

Hình 7: Lựa chọn trường chứa giá trị đo Gamma

o Lựa chọn trọng số Bức xạ Q Giá trị của trọng số Bức xạ Q được lưu trong file :

\SYSTEM\BXGamma_TrongSo_BucXa_Q.TAB

Hình 8: Lựa chọn trọng số Bức xạ Q Khi người sử dụng lựa chọn loại bức xạ thì giá trị tương ứng sẽ được xác định

o Lựa chọn trường chứa kết quả tính toán

Hình 9: Chọn trường sẽ chứa kết quả tính toán

Xác định trường sẽ chứa kết quả tính toán

Bước 3: Thực hiện công việc tính toán

Ö Nhấn nút lệnh [Tinh toan] để thực hiện