Tính toán và đo đạc hàm lượng phóng xạ trong chất thải lỏng của một cơ sở y học hạt nhân

Hầu hết các nước trên thế giới có những chương trình nghiên cứu riêng nhằm tư vấn trong việc thiết kế những bể chứa các chất thải phóng xạ cho nhiều mục đích khác nhau như chứa chất thải

CƠ SỞ Y HỌC HẠT NHÂN

THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH – 2005

GVHD: PGS.TS Ngơ Quang Huy

KS Nguyễn Văn Mai GVPB : Lê Cơng Hảo

SVTH : Chu Bá Long

Để thực hiện tốt luận văn này, trước hết em xin chân thành cảm ơn thầøy Ngô Quang Huy, người đã định hướng đề tài và trực tiếp hướng dẫn em trong thời gian thực hiện luận văn

Em xin chân thành cảm ơn KS Nguyễn Văn Mai đã giành thời gian tìm hiểu và cho em nhiều ý kiến quý báu để làm tốt luận văn và cũng là người đã chỉ bảo và tạo cho em lòng tự tin trong thời gian làm luận văn

Em xin cảm ơn đến thầy Lê Công Hảo đã cho em nhiều ý kiến quan trọng để luận văn được đầy đủ và hoàn thiện hơn

Cho em gửi lời cảm ơn đến anh Đào Văn Hoàng và các anh chị trong Phòng An toàn bức xạ và Môi trường đã giúp đỡ em trong khi thực hiện luận văn và hướng dẫn em làm các thao tác thí nghiệm

Em xin cảm ơn Ban Giám đốc, Phòng An toàn bức xạ và Môi trường và Khoa Y học Hạt nhân của bệnh viện Chợ Rẫy đã tạo điều kiện cho

em tiến hành thí nghiệm và lấy mẫu chuẩn trong khi thực hiện luận văn

Cho em gửi lời cảm ơn tới quý thầøy cô khoa Vật lý Trường đại học Khoa học tự nhiên Thành Phố Hồ Chí Minh, đặc biệt là quý thầy cô Bộ môn Vật lý hạt nhân đã truyền đạt cho em những kiến thức quý báu trong suốt quá trình học tập tại trường

Tôi rất cảm ơn các bạn cùng khóa đã dành nhiều sự quan tâm và giúp đỡ trong suốt quá trình học tập và thực hiện khóa luận

Sinh viên Chu Bá Long

MỤC LỤC

Lời cảm ơn

Mục lục

I TỔNG QUAN

1 Giới thiệu 1

2 Chất thải phóng xạ và nguồn gốc 2

2.1 Chất thải 2

2.2 Các chất thải phóng xạ lỏng mức thấp ở các cơ sở sử dụng chất

phóng xạ hở với quy mô nhỏ 3

2.3 Chất thải của một cơ sở y học hạt nhân 4

2.4 Nguồn gốc của chất thải 5

2.4.1 Các trung tâm nghiên cứu hạt nhân 5

2.4.2 Trong các bệnh viện 6

2.4.3 Trong công nghiệp 6

2.4.4 Trong các trường đại học và trong các phòng nghiên cứu 7

2.4.5 Sự khử nhiễm và các thiết bị thôi sử dụng 7

2.5 Phân loại chất thải phóng xạ 7

2.5.1 Phân loại theo dạng chất thải 8

2.5.2 Phân loại theo thời gian bán rã 8

2.5.3 Phân loại theo hoạt độ phóng xạ, công suất nhiệt và suất liều bề mặt 8

3 Cách quản lý 9

4 Cách xử lý 12

4.2 Các chất thải xạ lỏng ở mức trung bình 14

4.3 Các chất thải xạ lỏng ở thấp 14

4.4 Các phương pháp thải hiện nay 15

II ĐO THỰC NGHIỆM VÀ TÍNH TOÁN LÝ THUYẾT 1 Quá trình thải chất thải xạ lỏng tại một cơ sở y học hạt nhân 17

2 Thực nghiệm 18

2.1 Dụng cụ và thiết bị thí nghiệm 19

2.2 Quá trình thí nghiệm 22

2.2.1 Phương pháp lấy mẫu, địa điểm và dạng mẫu phân tích 22

2.2.2 Xử lý mẫu 22

2.2.3 Đo mẫu 22

2.2.4 Tính toán số liệu và lập đường chuẩn 25

2.2.5 Đo mẫu nước thải 29

3 Chương trình tính toán 32

3.1 Cơ sở lý thuyết 32

3.2 Sơ đồ thuật toán 35

3.3 Số liệu đầu vào 36

3.4 So sánh kết quả thực nghiệm và tính toán lý thuyết 39

4 Kết luận

TÀI LIỆU THAM KHẢO

PHỤ LỤC

I TỔNG QUAN

1 Giới thiệu

Từ đầu thế kỷ 20, việc nghiên cứu và phát triển khoa học hạt nhân đã đưa

đến nhiều thành tựu trong việc ứng dụng vào đời sống xã hội Chất phóng xạ

được ứng dụng rộng rãi trong chẩn đoán y khoa, công – nông nghiệp, sinh

học và trong sản xuất điện năng Trong việc sản xuất và sử dụng các chất

phóng xạ, việc thải ra chất thải phóng xạ là điều không thể tránh khỏi Cho

nên việc quản lý chặt chẽ các chất thải phóng xạ là điều cần thiết để tránh các

mối nguy hại của nó về sinh học, hóa học và vật lý lên môi trường và con

người Đối với các nhà sản xuất và sử dụng chất phóng xạ thì chiến lược

quản lý phải được ưu tiên hàng đầu trước khi họ thải ra chất thải phóng xạ là

phải khảo sát toàn bộ quá trình hoạt động của quản lý chất thải, từ việc tạo

nên chất thải cho tới giai đoạn thải cuối cùng [2]

Mục đích của việc quản lý chất thải phóng xạ là việc xử lý chất thải

phóng xạ nhằm bảo vệ cho con người và môi trường ở hiện tại cũng như

trong tương lai Chất thải phóng xạ xuất hiện ở nhiều dạng khác nhau như

rắn, lỏng và khí Trong phạm vi đề tài này ta xét trường hợp chất thải dạng

lỏng Chất thải lỏng được tạo ra bởi nhiều hoạt động như: công nghiệp,

thương mại, y học và các hoạt động khác trong một nước cũng như trên toàn

thế giới

Hầu hết các nước trên thế giới có những chương trình nghiên cứu riêng

nhằm tư vấn trong việc thiết kế những bể chứa các chất thải phóng xạ cho

nhiều mục đích khác nhau như chứa chất thải trong các chu trình nhiên liệu

hạt nhân của Điện nguyên tử, trong chu trình làm giàu nhiên liệu hạt nhân,

trong các cơ sở sử dụng dược chất phóng xạ lớn như bệnh viện dùng trong xạ

trị và chữa bệnh ung thư

Để đảm bảo đúng pháp lệnh, điều luật về an toàn bức xạ của quốc tế cũng

như tại các nước sở tại cần phải có một hệ thống quản lý chất thải chặt chẽ

Nhưng hiện nay một phần mềm tổng quát được xây dựng cho mục đích trên

và để giám lượng hoạt độ xạ thải trong bể thải xạ là chưa được giới thiệu để

ứng dụng rộng rãi Đây là một trong những lĩnh vực quan trọng cần quan tâm

trong việc bảo đảm sức khỏe của con người trong thời kỳ phát triển cao của

khoa học – công nghệ hạt nhân

Mục đích của đề tài là đo đạc hàm lượng phóng xạ trong chất thải lỏng

của một cơ sở y học hạt nhân theo qui trình định trước đối với một bể thải đã

được xây dựng trước và xây dựng một chương trình tính toán đồng thời tìm

hiểu quá trình thải xạ lỏng của một cơ sở y học hạt nhân Ngoài ra đề tài còn

giới thiệu các giới hạn cho phép về hàm lượng thải xạ lỏng của các đồng vị

phóng xạ cũng như phân lọai các mức thải phóng xạ

2 Chất thải phóng xạ và nguồn gốc

2.1 Chất thải

Theo định nghĩa của IAEA, chất thải phóng xạ là vật liệu chứa hay bị

nhiễm các nhân phóng xạ với hàm lượng hoặc hoạt độ riêng lớn hơn các đại

lượng miễn trừ tương ứng do cơ quan có thẩm quyền quy định và nó chưa

được lập quy hoạch tái sử dụng trong tương lai Hoặc chất phóng xạ là chất ở

thể lỏng, rắn hoặc khí có hoạt độ phóng xạ riêng lớn hơn 70kBq/kg, như thế

chất thải phóng xạ là chất thải có hoạt độ phóng xạ riêng như chất phóng xạ

[4]

Trong quản lý chất thải phóng xạ chúng ta cần phải làm nhiều giai đoạn

như thu gom và phân loại chất thải phóng xạ, xử lý chất thải phóng xạ, điều

kiện hóa chất thải phóng xạ, cất giữ tạm thời chất thải phóng xạ và chôn vĩnh

viễn chất thải phóng xạ Các loại chất thải độc hại đều có thể xử lý bằng các

phương pháp hoá học, vật lý hay sinh học để giảm độ độc hại của chúng

Nhưng riêng đối chất thải phóng xạ thì không có cách gì để giảm hoạt độ của

chúng Do đó cách duy nhất đó là phải đợi chúng phân rã dần theo thời gian

Chất thải phóng xạ được tạo ra trong tất cả các giai đoạn hoạt động của lò

phản ứng hạt nhân, trong việc sản xuất các đồng vị phóng xạ và ứng dụng

trong y học, công nghiệp và nghiên cứu Dạng và lượng chất thải được tạo ra

tuỳ thuộc vào từng hoạt động và có thể thay đổi về hàm lượng của hoá học

phóng xạ, hoá học và vật lý

Các dạng cơ bản của chất thải được tạo ra trong sản xuất và ứng dụng của

các đồng vị phóng xạ được cho trong bảng I phần phụ lục

2.2 Các chất thải phóng xạ lỏng mức thấp ở các cơ sở sử dụng chất phóng

xạ hở với quy mô nhỏ

Một dạng các nguồn phóng xạ hở khi sử dụng sẽ sinh ra chất thải phóng

xạ lỏng Các ứng dụng ở quy mô nhỏ như y học hạt nhân, dùng các nguồn

đánh dấu đồng vị phóng xạ với các đồng vị phóng xạ có thời gian sống ngắn

và hoạt độ phóng xạ thấp cỡ hàng chục đến hàng trăm mCi

Trong y học hạt nhân, các chất phóng xạ hở được sử dụng để chẩn đoán

và điều trị bệnh, nghiên cứu các quá trình sinh học và hóa sinh trong cơ thể

Các đồng vị phóng xạ thường dùng là Tc-99m với thời gian bán rã là 6 giờ,

H-3(thời gian bán hủy 12 năm), C-14(thời gian bán hủy 5.745 năm), I-125

thời gian bán hủy 60 ngày Trong điều trị bệnh, I-131 với thời gian bán rã là

8,04 ngày được sử dụng rộng rãi trong điều trị bệnh tuyến giáp, mỗi liều điều

trị khoảng 40MBq ( ~ 1 mCi )

Trong nghiên cứu khoa học và trong công nghiệp thường sử dụng kỹ

thuật đồng vị đánh dấu phóng xạ bằng dung dịch nước tritium hay

NaI-131 (T1/2 = 8,04 ngày), Na-24 (T1/2 = 15 giờ), Br-82 ( T1/2 = 35.3 giờ)

trong khảo sát các quá trình thấm nước qua đê đập, khảo sát sự rò rỉ của các

đường ống, các dòng chảy nước mặt và nước ngầm và khảo sát các bồn chứa

chất lỏng [8]…

Chất thải lỏng sinh ra trong các hoạt động nêu trên thường là cặn phóng

xạ từ các chai lọ chứa dược chất phóng xạ, nước bẩn phóng xạ từ các bồn rửa

tay, rửa dụng cụ chai lọ, các loại giẻ, vật dụng bằng nhựa dùng đựng mẫu

lỏng, các thiết bị thao tác chuẩn bị mẫu dung dịch lỏng Do hoạt độ riêng của

chất thải phóng xạ lỏng thường không lớn và thời gian bán rã của các chất

phóng xạ ngắn nên việc xử lý chúng thường áp dụng hai phương pháp là chờ

phân rã hoặc pha loãng đến hoạt độ cho phép thải ra môi trường Cách khác

là ta có thể kết hợp cả hai phương pháp trên với nhau Để sử dụng hai

phương pháp nêu trên người ta xây các bể chứa chất thải phóng xạ lỏng ở

ngay lối ra của các hệ thống thải xạ lỏng và nối với hệ thống thải công cộng

Chất thải phóng xạ lỏng từ các phòng thí nghiệm được hòa loãng, lưu giữ

trong các bể chứa nối tiếp nhau chờ phân rã và nước thải lỏng ở bể cuối cùng

có hoạt độ phóng xạ riêng đạt tiêu chuẩn thải ra hệ thống thải công cộng Khi

thiết kế các hệ thống bể chứa cần xuất phát từ lưu lượng chất thải lỏng, hoạt

độ riêng chất thải lỏng ở lối vào bể đầu tiên, thời gian bán rã của các chất

phóng xạ, hoạt độ riêng cho phép thải ra môi trường đối với đồng vị phóng

xạ tương ứng [7]

2.3 Chất thải của một cơ sở y học hạt nhân

Chất thải phóng xạ trong y học có thể được định nghĩa như là chất thải

phóng xạ được thải ra từ các quá trình chẩn đoán, chữa trị và nghiên cứu ứng

dụng trong y học Trong đó có cả chất thải từ các máy gia tốc đã sử dụng và

các đồng vị phóng xa Các đồng vị phóng xạ được dùng trong y học hạt nhân

thường là các đồng vị có thời gian bán hủy ngắn như Re-188 với thời gian

bán hủy là 16.98 giờ được dùng trong điều trị ung thư gan quá khả năng phẫu

thuật, Tc-99m có thời gian bán hủy là 6 giờ dùng trong chẩn đoán các bệnh lý

tim mạch, xương, thận, não, gan I-131 với thời gian bán hủy là 8 ngày được

dùng để điều trị các bệnh lý như là bướu giáp Basedown, bướu giáp nhân độc

và điều trị ung thư sau phẫu thuật v.v sau khi sử dụng các đồng vị phóng

xạ sẽ được thải ra môi trường theo các đường sau [6]:

- Ly, cốc, lọ và các thiết bị dùng để thao tác chuẩn bị mẫu dung dịch

lỏng các dụng cụ này sau khi được ngâm và rửa thì nước rửa này có

chất phóng xạ và được thải theo một đường riêng để đưa vào bể chứa

thải xạ lỏng

- Bệnh nhân sau khi được uống dược chất phóng xạ thì chất thải xạ sẽ

được thải ra ở dạng như các chất lỏng và chất bài tiết hoặc là các phần

của cơ thể, các mô và các cơ quan sau phẫu thuật

- Các máy phát với nhân phóng xạ đã sử dụng và các loại nguồn kín đã

2.4 Nguồn gốc của chất thải

2.4.1 Các trung tâm nghiên cứu hạt nhân

Trong các trung nghiên cứu hạt nhân nhỏ các đồng vị phóng xạ được tạo

ra trong lò phản ứng và bởi các máy gia tốc Hầu hết các chất thải phóng xạ

được tạo ra trong các hoạt động này chứa cả các đồng vị có chu kỳ bán rã dài

và ngắn và sẽ được quản lý để chờ phân rã, pha loãng và cuối cùng là loại bỏ

Ở các nước phát triển, các phòng thí nghiệm của các trung tâm nghiên cứu

hạt nhân nhỏ thường tạo ra chất thải chứa các sản phẩm phân hạch có chu kỳ

bán rã ngắn Chỉ một lượng nhỏ các chất thải phóng xạ của các trung tâm này

bị nhiễm bẩn với các đồng vị có chu kỳ bán rã dài, ví dụ như C-14 và H-3 ,

Uranium và Thorium được tạo ra trong các nghiên cứu của phòng thí nghiệm

[2]

2.4.2 Trong các bệnh viện

Trên thế giới việc ứng dụng của chất phóng xạ trong chẩn đoán và điều trị

bệnh rất quan trọng và ngày càng mở rộng Các lĩnh vực ứng dụng chính là

các nhân phóng xạ này không chỉ là một lượng nhỏ của các nguồn hở và

dung dịch chất lỏng, mà còn là một lượng với nồng độ cao của các nguồn kín

được che chắn tốt

Các loại nhân phóng xạ được dùng trong y học, trong cả hai dạng nguồn

kín và nguồn hở, được cho trong bảng II và bảng III Hầu hết các đồng vị

phóng xạ dùng trong chẩn đoán và điều trị y học có thời gian bán hủy ngắn,

và trong hầu hết các trường hợp thì chất thải được chứa để chờ phân rã trước

khi xử lý để lọai bỏ các tác hại sinh học và sự phát bức xạ ra môi trường [2]

2.4.3 Trong công nghiệp

Trong công nghiệp việc sử dụng đồng vị phóng xạ với những kỹ thuật

như đồng vị phóng xạ đánh dấu, các nguồn kín và hệ thống hiển thị phát

sáng, và các thiết bị đặc biệt không phá mẫu, quản lý chất lượng, xác định sự

hoạt động của nhà máy và phát triển sản phẩm Lượng đồng vị phóng xạ

được dùng tuỳ thuộc vào trình độ khoa học công nghệ của từng nước Các

ứng dụng này được cho trong bảng IV phần phụ lục

Một trong những ứng dụng của kỹ thuật đồng vị đánh dấu là dùng trong

ghi nhận sự hao mòn và bị ăn mòn của các thiết bị máy móc và trong các nhà

máy Trong phần lớn các trường hợp chất thải được tạo ra như là các thành

phần chứa nhân phóng xạ phân rã chậm [2]

2.4.4 Trong các trường đại học và trong các phòng nghiên cứu

Chất phóng xạ được dùng trong các trường đại học và các phòng nghiên

cứu, phạm vi ứng dụng của chúng giới hạn trong các chất đánh dấu có hoạt

độ thấp Nhân phóng xạ cũng được dùng trong nghiên cứu về độc tính của

nhiều hợp chất hoá học và các cách trao đổi, kết hợp của chúng như là

C-14 và H-3

2.4.5 Sự khử nhiễm và các thiết bị thôi sử dụng

Các đồ dùng và dụng cụ được sử dụng trong các ứng dụng hạt nhân, đặc

biệt trong các lò phản ứng nghiên cứu và các thiết bị dùng để sản xuất ra các

đồng vị phóng xạ, do đó nhiều khi chúng ta phải khử nhiễm và cần phải duy

trì các hoạt động này Các thiết bị này được khử nhiễm nhiều lần, một phần

hay toàn bộ vì thế chúng cũng có thể được sửa đổi hoặc thay mới Kết quả

của việc khử nhiễm là tạo ra chất thải rắn hoặc lỏng thứ cấp Việc sửa chữa

hoặc thay thế các thiết bị cũng có thể cũng cần khử nhiễm các thành phần của

thiết bị và việc này cũng tạo nên các loại chất thải rắn Các chất thải này, nói

chung bao gồm các vật liệu làm nên các thiết bị và dụng cụ này Đặc điểm

chính của chất thải khử nhiễm là kích thước lớn, trong trường hợp của các lò

phản ứng nghiên cứu có sự hiện diện của cả các nhân phóng xạ có thời gian

bán rã dài [5]

2.5 Phân loại chất thải phóng xạ

Chất thải phóng xạ có thể được phân loại theo nhiều cách khác nhau như:

theo nguồn gốc, theo dạng (ví dụ rắn, lỏng và khí ) chất thải, theo hoạt độ,

theo lượng hạt nhân có thời gian bán rã ngắn hay dài, cường độ xuyên sâu

của bức xạ và cuối cùng là theo điều kiện thải hoặc độc tính Ở hầu hết các

nước, người ta cũng có thể kết hợp các phương pháp này với nhau, tùy theo

các yêu cầu riêng của các bước quản lý chất thải mà ta cần phải thực hiện [4]

Chất thải phóng xạ có thể được phân loại theo ba cách điển hình sau :

2.5.1 Phân loại theo dạng chất thải

Gồm ba dạng: lỏng, rắn và khí

- Chất thải phóng xạ lỏng gồm chất thải phóng xạ dạng dung dịch nước,

chất thải phóng xạ dạng lỏng hữu cơ và chất thải phóng xạ dạng lỏng dầu

- Chất phóng xạ dạng rắn gồm chất thải dạng rắn có thể nén được (thuỷ

tinh, các mảnh kim loại nhỏ, v.v ), chất thải phóng xạ dạng rắn có thể đốt

được (quần áo, bông, nhựa, giấy, v.v ), chất thải phóng xạ dạng rắn có

thể thối rữa (xác súc vật, phân, v.v ) và chất thải phóng xạ dạng rắn

không thể nén được, không thể đốt được (các mảnh kim loại lớn, gạch đá,

v.v )

- Chất thải phóng xạ dạng khí gồm khí phóng xạ và son khí phóng xạ

2.5.2 Phân loại theo thời gian bán rã

Chúng được phân thành ba loại sau: sống ngắn, sống trung bình và sống

dài

- Chất phóng xạ sống rất ngắn có thời gian bán rã nhỏ hơn 100 ngày

- Chất phóng xạ sống trung bình có thời gian bán rã nhỏ hơn 30 năm

- Chất phóng xạ sống dài có thời gian bán rã lớn hơn 30 năm

2.5.3 Phân loại theo hoạt độ phóng xạ, công suất nhiệt và suất liều bề mặt

Ở dạng này chúng gồm các loại sau:

- Chất thải mức thấp LLW (Low-Level Waste)

Chất thải mức thấp có công suất tỏa nhiệt nhỏ hơn 2kW/m3 và suất liều bề

mặt chất thải chưa xử lý nhỏ hơn 2mSv/h, chất thải này chủ yếu chứa các

nhân phóng xạ do các hoạt động ứng dụng các đồng vị phóng xạ trong y

tế, công nghiệp, khoa học và các cơ sở hạt nhân Chất thải phóng xạ

thường là găng tay, giẻ, thuỷ tinh, giấy, v.v có nhiễm phóng xạ

- Chất thải mức trung bình ILW (Intermediate-Level Waste)

Chất thải mức trung gian cũng có công suất tỏa nhiệt nhỏ hơn 2kW/m3

nhưng suất liều bề mặt chất thải chưa xử lý bằng hoặc lớn hơn 2mSv/h

- Chất thải mức cao HLW (High-Level Waste)

Chất thải mức cao chứa các hạt nhân phóng xạ sống dài với hoạt độ trong

khoảng từ 5.104

– 5.105 TBq/m3, cócông suất tỏa nhiệt bằng hoặc lớn hơn 2kW/m3 Chất thải này sinh ra trong quá trình xử lý nhiên liệu hạt

nhân đã cháy hoặc trong cac lò phản ứng công suất để tái sinh uranium

hay plutonium Các chất thải mức cao chứa các nguyên tố siêu uranium,

các sản phẩm phân hạch hạt nhân có hoạt độ phóng xạ cao, toả nhiệt lớn

và sống dài [1]

3 Cách quản lý

Trong khi làm việc với chất phóng xạ và thải xạ sẽ có nguy cơ bị nhiễm

xạ Trên thế giới, cơ quan năng lượng nguyển tử quốc tế (IAEA) đã thiết lập

một chương trình xây dựng các tiêu chuẩn an toàn chất thải phóng xạ

RADWASS (Radioactive waste safety standards) Theo chương trình này,

vào năm 1995, IAEA đã xuất bản tài liệu về “các nguyên tắc cơ bản trong an

toàn quản lý chất thải phóng xạ (The principles of radioactive waste

management)”, Safety No 111-F Đồng thời IAEA cũng đã ban hành một

loạt tiêu chuẩn như “ Thiết lập hệ thống quốc gia để quản lý chất thải phóng

xạ ( Establishing a national system for radioactive waste management)”,

Safety Series No 111-S1, 1995; “ Phân loại các chất thải phóng xạ

(Classification of radioactive waste)”, Safety Series No 111-G-11, 1994 và

nêu lên các tiêu chuẩn xử lý, bảo quản và thải chất thải phóng xạ dưới dạng

rắn, lỏng và khí

Ở Việt Nam các yêu cầu về thu gom chất thải phóng xạ rắn và lỏng được

nêu như một chương trong “ Quy phạm an toàn bức xạ ion hóa ” TCVN

4397-87, 1997 Việc phân loại chất thải phóng xạ nêu trong Tiêu chuẩn Việt

Nam TCVN 6868: 2001, năm 2001, “ An toàn bức xạ – Quản lý chất thải

phóng xạ – Phân loại chất thải phóng xạ”

Các chất thải phóng xạ được sinh ra trong quá trình ứng dụng các chất

lý chất thải phóng xạ nhằm bảo vệ sức khỏe con người, bảo vệ môi trường

hiện tại và trong tương lai và không để lại gánh nặng cho các thế hệ tương

lai Theo “ Các nguyên tắc cơ bản trong an toàn quản lý chất thải phóng xạ ”

( The principles of radioactive waste management), Safety Series No 11-F,

việc quản lý chất thải phóng xạ phải đáp ứng các nguyên tắc cơ bản sau đây

[1]:

a Bảo vệ sức khỏe con người: Các chất phóng xạ phải được quản lý sao cho

nó đảm bảo mức chấp nhận được về bảo vệ sức khỏe con người trên cơ sở

ba nguyên tắc luận chứng, tối ưu hóa và giới hạn liều

b Bảo vệ môi trường: Các chất phóng xạ phải được quản lý sao cho nó đảm

bảo mức chấp nhận được về bảo vệ môi trường trên cơ sở xem xét tác động

của chúng đối với con người và các sinh vật, việc sử dụng các nguồn tài

nguyên như đất, nước, rừng, nước bề mặt, nước ngầm, nguyên vật liệu

trong khoảng thời gian dài

c Bảo vệ bên ngoài biên giới quốc gia: Các chất phóng xạ phải được quản lý

sao cho nó đảm bảo mức chấp nhận được về bảo vệ sức khỏe con người và

môi trường bên ngoài biên giới quốc gia Nguyên tắc này xuất phát từ đạo

lý vì sức khỏe con người và môi trường ở các nước khác Việc xuất nhập

khẩu các chất phóng xạ chỉ thực hiện khi một người có khả năng về quản lý

và kỹ thuật để quản lý và thải chất thải phóng xạ phù hợp với các chuẩn an

toàn quốc tế

d Bảo vệ thế hệ tương lai: Các chất phóng xạ phải được quản lý sao cho các

tác động có thể tiên đoán được đối với sức khỏe các thế hệ tương lai là

không lớn hơn các mức tác động được chấp nhận hiện nay Khi không thể

cô lập hoàn toàn các chất thải phóng xạ trong khoảng thời gian dài thì cũng

phải bảo đảm sao cho nó không có tác động vượt quá mức chấp nhận đối

với sức khỏe con người Muốn vậy cần sử dụng nguyên tắc nhiều hàng rào

bảo vệ, kể cả các hàng rào nhân tạo để tăng khả năng cô lập các cơ sở chôn

chất thải phóng xạ

e Gánh nặng đối với các thế hệ tương lai: Các chất phóng xạ phải được quản

lý sao cho nó không tạo nên gánh nặng đối với các thế hệ tương lai Điều

này xuất phát từ đạo lý cho rằng các thế hệ nhận lợi ích từ công việc sẽ phải

chịu trách nhiệm quản lý chất thải do công việc đó gây ra, phải phát triển

công nghệ, xây dựng và điều hành các cơ sở, cung cấp nguồn tài chính và

có biện pháp kiểm tra quản lý chất thải đó Các thế hệ tương lai có thể

quyết định sử dụng các biện pháp theo dõi các địa điểm bảo quản chất thải

phóng xạ hay lấy lại chất thải sau khi đóng cửa các địa điểm đó Như vậy

cần phải làm tốt việc đánh dấu, ghi địa điểm và ghi chép đối với cơ sở bảo

quản chất thải phóng xạ

f Khuôn khổ luật pháp quốc gia: Các chất phóng xạ quản lý trong khuôn khổ

luật pháp quốc gia kể cả sự phân bố trách nhiệm rõ ràng và các chức năng

điều hành độc lập Các nước có sản xuất và sử dụng các chất phóng xạ phải

có hệ thống luật pháp bao gồm các luật, quy phạm và hướng dẫn để quản lý

chất thải phóng xạ Cần phân công trách nhiệm đối với từng tổ chức và bộ

phận một và tách chức năng quản lý ra khỏi chức năng điều hành để bảo

đảm giám sát chặt chẽ các họat động quản lý chất thải phóng xạ

g Kiểm tra nguồn sinh ra chất thải: Cần giữ mức tối thiểu lượng chất thải

phóng xạ được sinh ra, cả về thể tích lẫn hoạt độ phóng xạ Muốn vậy cần

kiểm tra vật liệu, chu trình và tái sử dụng vật liệu, ứng dụng các quy trình

thao tác thích hợp, trong đó chú ý cách ly các loại chất thải và vật liệu khác

nhau để rút nhỏ thể tích chất thải và làm cho công tác quản lý được thuận

lợi

h Nguồn sinh chất thải phóng xạ và sự phụ thuộc tương hỗ trong quản lý: Sự

phụ thuộc tương hỗ trong tất cả các giai đoạn sinh chất thải phóng xạ và

quản lý nó cần phải được tính toán thích hợp Phụ thuộc vào loại chất thải

các giai đoạn cơ bản trong quản lý chất thải là tiền xử lý, xử lý, đóng gói,

bảo quản và thải Có sự phụ thuộc tương hỗ giữa các giai đoạn này, có mối

quan hệ giữa quản lý thải và các hoạt động sinh chất thải, vì vậy cần xây

dựng mối quan hệ sao cho tính an toàn và tính hiệu quả trong quản lý thải

cần được cân bằng

i An toàn các cơ sở chứa chất thải: Cần bảo đảm sự an toàn các cơ sở chất

thải trong suốt thời gian bảo quản nó Trong cả quá trình chọn địa điểm,

thiết kế, xây dựng, đưa vào hoạt động, hoạt động và kết thúc hoạt động

hoặc đóng cửa của cơ sở cần ưu tiên về tính an toàn, áp dụng mức độ bảo

vệ phù hợp để hạn chế các tác động phóng xạ khả dĩ Ngoài ra cần thường

xuyên kiểm tra chất lượng, huấn luyện nhân viên, đánh giá an toàn và đánh

giá tác động môi trường trong suốt thời gian quản lý chất thải của cơ sở

4 Cách xử lý

Việc chọn lựa một phương pháp xử lý thích hợp tùy theo vào các nhân tố

như thể tích và dạng chất thải cần được xử lý, trình độ kỹ thuật của phòng thí

nghiệm, các điều kiện thải chất thải lỏng và các điều kiện tiếp sau đó Các

phương pháp xử lý bao gồm kết tủa hóa học, bay hơi, trao đổi ion và phương

pháp hấp thụ [7].

4.1 Các chất thải lỏng ở mức cao

Các chất thải xạ lỏng ở mức cao chủ yếu là các dung dịch axit đậm đặc từ

quá trình xử lý hoá học nhiên liệu đã cháy với hoạt độ riêng cỡ 1012Bq/l, cỡ

hàng trăm Curies trong một gallon Trong những năm đầu của công nghiệp

hạt nhân, các chất thải xạ lỏng này được bốc hơi để giảm khối lượng và được

chứa trong các bồn để dưới mặt đất Khó khăn trong việc bảo quản thải xạ

lỏng mức cao là chúng toả nhiệt rất lớn, như vậy trong khi chứa ta phải quan

tâm đến vấn đề tải nhiệt Mặt khác các bồn chứa chất thải phải được thiết kế

để có sức chứa lớn, độ bền cao, tải nhiệt tốt và quan trắc tốt quá trình rò rỉ

chất phóng xạ

Việc chứa các chất thải mức cao trong các bồn chỉ mang tính chất ngắn

hạn, không phù hợp với việc chứa chúng dài hạn trong nhiều thế kỷ Có hai

mối nguy hiểm tiềm tàng của việc chứa các chất thải mức cao là:

- Thứ nhất, đó là sự rò rỉ, đây là vấn đề nghiêm trọng nhất khi rò rỉ các

sản phẩm phân hạch vào môi trường, khi đó chất phóng xạ sẽ tập trung vào

cây cối và động vật, khi đó dẫn tới sự gia tăng của nồng độ phóng xạ trong

thực phẩm ở mức cao không chấp nhận được, từ đó nếu người sử dụng thực

phẩm sẽ tăng liều chiếu trong

- Thứ hai, đó là mối nguy hiểm về chiếu xạ ngoài với mức độ thấp hơn

mối nguy hiểm chiếu xạ trong ở trên

Để ngăn chặn mối nguy hiểm của chiếu xạ trong, người ta tìm cách cố

định chất phóng xạ để chúng không bị rò rỉ ra môi trường Một trong những

phương pháp được sử dụng đó là thuỷ tinh hoá, trong đó các nguyên tử

phóng xạ được gắn vào cấu trúc hoá học của các hạt thuỷ tinh và trở thành

một bộ phận của thuỷ tinh Như thế, các chất phóng xạ chỉ có thể rò rỉ ra môi

trường bằng cách hoà tan thuỷ tinh, nhưng quá trình này cần có một thời gian

dài hàng niên đại của địa chất Khi đó ngay cả các hạt thuỷ tinh rò rỉ ra ngoài

và các động vật hấp thu thì các hạt thuỷ tinh cũng chỉ trôi theo hệ tiêu hoá ra

ngoài Như vậy, đây là phương pháp bảo đảm an toàn để chứa chất thải,

người ta cho phóng xạ vào các thùng chứa và bảo quản trong các hang sâu

dưới đất như mỏ muối cũ, các đường hầm sâu dùng để thử bom hạt nhân dưới

đất

4.2 Các chất thải xạ lỏng ở mức trung bình

Chất thải phóng xạ loại này thường bao gồm các loại nhựa, các chất hoá

học và các thành phần của lò phản ứng, cũng như các chất nhiễm xạ từ các vụ

thử hạt nhân, với lượng phóng xạ đáng kể nên chúng cũng cần phải được che

chắn đặc biệt Thông thường, đối với các nhân có chu kỳ ngắn (chủ yếu từ lò

phản ứng) thì được chôn, nhưng với những nhân có chu kỳ bán huỷ dài (từ

quá trình nhiên liệu hạt nhân) phải được chứa và các bồn bê tông sau đó sẽ

được huỷ bỏ sâu dưới mặt đất

Tuy nhiên, hiện nay phương pháp chôn này không được áp dụng do

không xác đinh được các quá trình địa chất thuỷ văn và sợ môi trường nước

ngầm bị nhiễm bẩn

4.3 Các chất thải xạ lỏng ở mức thấp

Rác thải loại này thường được thải từ bệnh viện, phòng thí nghiệm và

trong công nghiệp, cũng như trong chu trình nhiên liệu hạt nhân Chúng bao

gồm giấy, giẻ, các vật dụng, quần áo v.v , mà chúng chứa một lượng nhỏ các

chất phóng xạ có chu kỳ ngắn Nó không nguy hiểm khi điều khiển, nhưng

phải được loại bỏ cẩn thận hơn so với những loại rác thông thường

Ở mức này, các chất thải thường được chôn trực tiếp xuống dưới đất với

những nơi có điều kiện địa chất thuỷ văn, các tính chất trao đổi ion của đất và

mật độ quần thể sinh vật phù hợp Chất phóng xạ sẽ di chuyển rất chậm trong

đất và thời gian di chuyển đủ để chúng phân rã một lượng đáng kể Cũng như

chất thải ở mức trung bình, phương pháp chôn ngày nay cũng không được sử

dụng để tránh ô nhiễm

4.4 Các phương pháp thải hiện nay

Đối với chất thải xạ lỏng ở mức cao người ta dùng phương pháp thủy tinh

hóa, còn đối với các chất thải xạ lỏng ở mức thấp và trung bình người ta dùng

các phương pháp sau: Phương pháp keo tụ để lắng đọng, hóa hơi và trao đổi

ion

Nhờ ba phương pháp này, sau khi khử được chất phóng xạ ra khỏi chất

lỏng, nước còn lại sẽ sạch và có thể thải ra môi trường, nồng độ phóng xạ của

nó không vượt quá giới hạn cho phép theo quy phạm an toàn bức xạ

Chất cặn phóng xạ sau khi được tách khỏi nước trở thành dạng lỏng cô

đặc, được bê tông hóa rồi đóng thành tảng bê tông, chứa trong các container

kín bảo quản trong nhà kho bảo quản chất thải Các container này có thể

được vận chuyển đến nhà chôn chất thải phóng xạ tập trung của quốc gia

Ba phương pháp xử lý chất thải phóng xạ ở mức thấp và trung bình như

sau [1]:

1 Phương pháp keo tụ

Phương pháp keo tụ bằng hydroxide, có phương trình đặc trưng như sau:

Mn+ + nOH  M(OH)n

Trong đó Mn+ là các ion Fe3+, Al3+ , Ti3+, … người ta cũng dùng một số

phương pháp khác như: phương pháp barium sulphate, ferrocyanide,

phosphate, … mặt khác chúng ta cũng có thể kết hợp các phương pháp này

lại với nhau

- Ưu điểm: Phương pháp keo tụ đơn giản, kinh tế

- Khuyết điểm: ở phương pháp này hệ số làm sạch thấp, thường nhỏ

hơn 100 lần

Do những ưu khuyết điểm trên nên phương pháp này chỉ đóng vai trò hỗ

trợ

2 Phương pháp trao đổi ion

Khi các chất lỏng có mang các nhân phóng xạ dưới dạng cation hay

anion, khi đi qua phin lọc có chứa nhựa trao đổi ion, các ion này sẽ được thay

thế bởi các cation và các anion khác không cá phóng xạ Kết quả, nước ra có

hoạt độ phóng xạ thấp và có thể thải ra môi trường Nhân phóng xạ tích tụ

lưu giữ trong nhựa, khi hết khả năng trao đổi ta sẽ giải quyết theo một trong

hai cách sau:

- Đưa nhựa đi bê tông hóa hoặc bitum hóa

- Tái sinh nhựa để dùng lại, nước tái sinh đưa vào bê tông hóa

Phương pháp này thích hợp cho việc xử lý nước có hàm lượng muối bé,

với độ dẫn điện nhỏ hơn 1000 µsemen/cm, không nhiễm bẩn các chất hữu cơ

Hệ số làm sạch qua trao đổi hai cấp lớn hơn hay bằng 1000 lần

3 Phương pháp hóa hơi

Đối với chất phóng xạ khó bay hơi, người ta dùng phương pháp hóa hơi

để giảm thể tích chất thải Khi hóa hơi, phần phóng xạ theo hơi không đáng

kể Sau khi cho hóa hơi, chất phóng xạ được giữ lại với muối cặn có thể tích

rất bé sẽ được xử lý tiếp theo để thải Phần cặn này đem bê tông hóa hay

bitum hóa, phần hơi ngưng tụ sau khi kiểm tra đạt tiêu chuẩn thải ra ngoài

hoặc qua trao đổi ion trước khi thải ra ngoài

Phương pháp này có hệ số làm sạch cao, hệ số thu nhỏ thể tích lớn (từ 104

đến 106 ) rất phù hợp với loại thải xạ lỏng có độ muối cao Vận tốc hóa hơi

khoảng từ 20 đến 3000kg/m3/h Mặt khác, phương pháp này tốn nhiều năng

lượng và giá thành cao do nhiệt bốc hơi của nước là 544cal/g (2,28.106J/kg)

II ĐO THỰC NGHIỆM VÀ TÍNH TOÁN LÝ THUYẾT

1 Quá trình thải chất thải xạ lỏng của một cơ sở y học hạt nhân

Sau khi sử dụng dược chất phóng xạ các dụng cụ để đựng dược chất

phóng xạ như chai lọ,ly cốc, găng tay được ngâm trong chậu rửa trong bồn

rửa sau đó được cho đổ tràn (pha loãng) chảy vào bể chứa

Quá trình thải được mô tả theo hình sau

Sơ đồ minh họa quá trình thải của một cơ sở y học hạt nhân:

Bể thải chung của bệnh viện

Khu nhà vệ sinh

Khu rửa chai lọ,

dụng cụ đựng dược

chất phóng xạ

Bể 1 Bể 2

Khu điều trị

Phòng Y học hạt nhân

Khu chẩn đoán

Cống chung

Các chất bài tiết và nước thải của bệnh nhân sau khi cho uống dược chất

phĩng xạ được thải qua đường vệ sinh sau đĩ cho chảy vào bể chứa

Theo mơ hình này thì bể thứ nhất cĩ thể tích 12m3, bể thứ hai với thể tích

chưa xác định Trong luận văn để kết quả lý thuyết trùng với thực nghiệm ta

tính cho trường hợp bể thứ hai cĩ thể tích là 1,5m3

Hình minh họa kích thước của bể 1:

3m

2m

Với thể tích là: 3m x 2m x 2m = 12m3

Trong luận văn này chúng ta tính cho trường hợp một đồng vị phóng xạ là

I-131 của một phòng y học hạt nhân trong chẩn đoán bệnh, trong một tháng chữa

trị cho khoảng 50 bệnh nhân Ước tính mỗi đợt dùng dược chất phóng xạ khoảng

5mCi I-131 và sử dụng khoảng 200lít nước để pha loãng lượng hoạt độ cặn dư

cần thải (khoảng 5% tổng lượng thải mỗi đợt tức là 2.5E-4 Ci ) trước khi cho vào

bể thải

2 Thực nghiệm

Để thực hiện phần thực nghiệm đo đạc hàm lượng phóng xạ trong bể chứa

thải, chúng tôi đã lấy mẫu xạ thải ở một cơ sở y học hạt nhân - cơ sở được

chọn đã có nhiều kinh nghiệm trong việc thiết lập qui trình xử lý và thải xạ –

một cơ sở đã hoạt động trong nhiều năm đảm bảo việc thải xạ theo đúng điều

luật thải xạ của Pháp lệnh An toàn và kiểm sóat bức xạ của Nhà nước, đã xây

dựng một hệ thống bể thải để pha loãng và lưu chất thải chờ phân rã

2.1 Dụng cụ và thiết bị thí nghiệm

- Hộp đựng mẫu

Ta dùng hộp đựng mẫu loại 3ð để đo trên hệ phổ kế gamma tại phòng An

toàn bức xạ và Môi trường tại Trung tâm hạt nhân Tp Hồ Chí Minh Mẫu

thải xạ được đựng trong các hộp đựng mẫu này

Hệ đo được sử dụng để đo hàm lượng phóng xạ trong các mẫu thải là hệ

phân tích phổ gamma dùng detector bán dẫn siêu tinh khiết (HPGe) được đặt

tại phòng An toàn bức xạ và Môi trường của Trung tâm hạt nhân TP Hồ Chí

Minh từ năm 1996 Hệ máy được trang bị một detector HPGe Model

GC1518 của hãng CANBERRA của Mỹ và được làm lạnh bằng nitơ lỏng Hệ

phổ kế gamma bao gồm: detector bán dẫn HpGe, buồng chì và hệ điện tử xử

lý số liệu

Hp Ge

Khuyếch đại phổ

Máy phân tích đa kênh

Máy vi tính

Cao thế

Tiền khuyếch đại

Sơ đồ của hệ phổ kế gamma( tại phòng An toàn bức xạ và Môi trường ở TTHN TP Hồ Chí Minh)

như sau:

Khi detector ghi nhận bức xạ, để xử lý tín hiệu thu được detector cần phải nối

với hệ phân tích biên độ đa kênh MCA Sau đĩ hiện phổ trên màn hình máy

tính

- Buồng chì:

Cấu tạo của buồng chì được cho trong hình vẽ sau:

Chì dày 100mm Thiếc dày 4 mm Đồng dày 2 mm

Hình cắt dọc của một

tấm chì ở thân buồng chì

14cm 7cm

30cm

Đáy buồng chì có 3 tấm

mỗi tấm dày 3cm

Thân buồng chì có 11

tấm mỗi tấm dày 2.8cm

Nắp buồng chì có 3 tấm

mỗi tấm dày 3cm

Hình 4:Buồng chì

2.2 Quá trình thí nghiệm

2.2.1 Phương pháp lấy mẫu, địa điểm lấy mẫu và dạng mẫu phân tích

Mẫu phân tích dạng lỏng được lấy trực tiếp tại các bể thải xạ lỏng của cơ

sở y học hạt nhân được chọn bằng cách múc từ dưới bể thải lên (chú ý: trước

khi lấy mẫu, nước trong bể cần được khuấy mạnh để hàm lượng phóng xạ

được phân bố đồng đều)

Mẫu được lấy tại hai bể :

Một mẫu được lấy tại bể thải sơ cấp (mẫu 1) tại thời điểm lấy mẫu thì

hoạt độ trong bể đã đạt được giá trị bão hòa

Mẫu thứ hai (mẫu 2) được lấy tại bể thải thứ cấp (bể thải nối với bể thải

công cộng của bệnh viện) tại thời điểm lấy mẫu thì hoạt độ trong bể đạt giá

trị bão hòa

2.2.2 Xử lý mẫu

Mẫu nước lấy về không cần phải xử lý bằng các phương pháp lý hóa mà

ta chỉ cần giữ sạch mẫu không để nhiễm bẩn, sau đó ta đổ mẫu vào các hộp

đựng mẫu để đo trực tiếp trên hệ phổ kế gamma

2.2.3 Đo mẫu

Mẫu sau khi được đưa vào các hộp đựng 3ð được đặt lên detector và đo

trong buồng chì của hệ phân tích phổ kế gamma

Việc xác định hoạt độ tích lũy trong bể được thực hiện như sau:

Trước tiên ta phải sử dụng một mẫu chuẩn đã biết trước để đo: Mẫu chuẩn

được sử dụng ở đây là mẫu chuẩn I-131 được định chuẩn trên máy

Calibration Meter của Bệnh viện Chợ Rẫy – Mẫu chuẩn có hoạt độ : 0.1325

mCi/lít

Sau đó mẫu chuẩn này được pha chế thành một số mẫu chuẩn theo các tỉ

lệ khác nhau về nồng độ - hoạt độ : Ý nghĩa là làm cho hàm lượng phóng xạ

có trong mẫu chuẩn nằm ở mức độ hàm lượng phóng xạ có trong mẫu thực

tế

Việc pha mẫu được thực hiện theo các bước sau:

Bước 1: Lấy 500 ml dung dịch chuẩn để làm thí nghiệm, lấy 5 ml của dung

dịch đầu pha vào 495 ml nước cất lúc đó ta được dung dịch có hoạt độ là

6.625E-07 Ci/0.5lít, đo dung dịch này trên phổ kế gamma trong 1 giờ ta được

các thông số về diện tích đỉnh theo năng lượng như sau :

Bảng 1: Kết quả đo trong 1 giờ

Năng lượng(KeV) Diện tích đỉnh/giờ Sai số ngẫu nhiên

Bước 2: Lấy 1 ml dung dịch đầu pha vào 999 ml nước cất ta có dung dịch

mới có hoạt độ như sau: 6.625E-08 Ci/0.5lít, đo dung dịch này trên phổ kế

gamma trong 1 giờ ta được các thông số về diện tích đỉnh theo năng lượng

như sau:

Bảng 2: Kết quả đo trong 1 giờ

Năng lượng (KeV)

Diện tích đỉnh/giờ Sai số ngẫu nhiên

Bước 3: Lấy 1 ml dung đầu pha vào 9999 ml nước cất ta có dung dịch mới

có hoạt độ như sau: 6.625E-09 Ci/0.5lít, đo dung dịch này trên phổ kế

gamma trong 2 giờ ta được các thông số về diện tích đỉnh theo năng lượng

(suất ra 6.06%), đỉnh 364.14 keV (suất ra 81.20%), đỉnh 636.47 keV (suất ra

7.27%) Việc tiếp theo là lập đường chuẩn đối với từng mức năng lượng

2.2.4 Tính toán số liệu và lập đường chuẩn

Từ kết quả đo mẫu chuẩn bằng hệ phổ kế gamma và dùng các chương

trình Spedac và Gammaw ta tính được diện tích đỉnh của các đỉnh năng

lượng sau đó ta lập đồ thị của số đếm (diện tích đỉnh) theo nồng độ, sau đó ta

lập phương trình đường chuẩn có dạng:

y = ax + b Đối với đỉnh năng lượng 80.3 KeV ta có bảng sau:

Đường chuẩn năng lượng E =80.3keV

với y là là hoạt độ, x diện tích của đỉnh năng lượng E = 80.3keV

Đối với đỉnh năng lượng 284.14 KeV ta cĩ bảng sau

Đường chuẩn năng lượng E=284.14keV

với y là hoạt đo, x là diện tích của đỉnh năng lượng E = 284.14keV

Đối với đỉnh năng lượng 364.14 KeV ta cĩ bảng sau:

Đường chuẩn năng lượng E=364.14

với y là hoạt độ, x là diện tích của đỉnh năng lượng E = 364.14keV

Đối với đỉnh năng lượng 636.5 KeV ta cĩ bảng sau: