XÁC ĐỊNH HOẠT độ PHÓNG xạ của các ĐỒNG vị 238u, 232TH, và 40k TRONG các mẫu đất ở đắk lắk DÙNG hệ PHỔ kế GMX

Do vậy, trong công trình này chúng tôi xác định hoạt độ phóng xạ gamma của các đồng vị 238U, 232Th, và 40K có trong các mẫu đất thu thập tại một số vùng đất ở khu vực Ea Sol, tỉnh Đắk Lắ

II-P-1.15

XÁC ĐỊNH HOẠT ĐỘ PHÓNG XẠ CỦA CÁC ĐỒNG VỊ 238U, 232TH, VÀ 40K TRONG CÁC

MẪU ĐẤT Ở ĐẮK LẮK DÙNG HỆ PHỔ KẾ GMX Trương Thị Hồng Loan 1,2 , Phan thị Hồng Châu 3,1 , Nguyễn Thị Hạnh 1 , Đổng Thị Như Ý 4,1 , Trương Hữu

Ngân Thy 2 , Huỳnh Thị Yến Hồng 2 , Vũ Ngọc Ba 2 , Lê Thị Ngọc Trang 2

1Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, ĐHQG- HCM

2Phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, ĐHQG- HCM

3Đại học Cần Thơ

4Đại học Sư phạm, TP.HCM

Email: tthloan@hcmus.edu.vn

TÓM TẮT

Trong công trình này, hoạt độ phóng xạ gamma của các đồng vị 238 U, 232 Th, và 40 K có trong các mẫu đất thu thập tại một số vùng đất ở khu vực Ea Sol, tỉnh Đắk Lắk được xác định sử dụng hệ phổ

kế GMX đầu dò HPGe Phương pháp tương đối được dùng với các mẫu chuẩn đất RGU1, RGTh1, RGK1 của IAEA Kết quả được đối chiếu với phương pháp tuyệt đối sử dụng phần mềm Angle Các mẫu đo và mẫu chuẩn được chuẩn bị trong cùng hình học mẫu dạng Marinelli và được nhốt trong khoảng thời gian một tháng để có sự cân bằng phóng xạ giữa nguyên tố 238 U và các con cháu trong chuỗi Từ dữ liệu hoạt độ tính toán được, giá trị suất liều hấp thụ, liều hiệu dụng hằng năm và chỉ số nguy hiểm bức xạ do chiếu ngoài cũng được đánh giá

Từ khóa: Hoạt độ phóng xạ, GMX, suất liều hấp thụ, liều hiệu dụng hằng năm, chỉ số nguy hiểm

bức xạ

MỞ ĐẦU

Phóng xạ có mặt ở mọi nơi trên trái đất và luôn tồn tại xung quanh chúng ta Sự có mặt của chúng đã ít nhiều ảnh hưởng đến sức khỏe con người và môi trường xung quanh Do đó, việc nghiên cứu tác động có hại của phóng xạ đến sức khỏe con người và các ảnh hưởng của chúng lên môi trường sống là vô cùng cần thiết Sau năm 1945, nhiều nước trên thế giới đã khảo sát mức độ rơi lắng phóng xạ toàn cầu từ các vụ thử nghiệm hạt nhân Nhiều quốc gia trên thế giới đã lần lượt tiến hành khảo sát phông phóng xạ tự nhiên và thành lập bản đồ phông phóng xạ tự nhiên ở phạm vi quốc gia, chẳng hạn như Ấn Độ (1986), Nga (1987), Mỹ (1988), Nhật (2005) Năm 2006, các phép đo được thực hiện với các mẫu được thu thập trên các nhánh của sông Romanian Danube và đặc biệt quan tâm đến 137Cs, 40K, 238U và các đồng vị phóng xạ phát gamma từ chuỗi 238U, 232Th Kết quả của nghiên cứu này tập trung vào tính suất liều của các đồng vị phát gamma trong nước, đất đá Ngày nay, nghiên cứu về phông phóng xạ tự nhiên đã và đang được rất nhiều nước trên thế giới và Ủy ban năng lượng nguyên tử Quốc tế IAEA đặc biệt quan tâm [3] Cho đến nay, hầu hết các quốc gia đều có các chương trình kiểm soát phóng xạ tự nhiên và các trạm quan trắc phóng xạ nhân tạo để kiểm soát hiện trạng phóng xạ theo thời gian Trong những năm qua, các vấn đề về phóng xạ môi trường đang được nước ta đặc biệt quan tâm Nhiều nghiên cứu khoa học về môi trường được thực hiện nhằm đánh giá phông phóng xạ môi trường để biết cách phòng tránh và xử lý Từ những năm 60 của thế kỷ XX, các nghiên cứu về phóng xạ môi trường ở Việt Nam bắt đầu được thực hiện Vào năm 1963 khi lò TRIGA MARK – II được xây dựng tại Đà Lạt, đã có nhiều công trình nghiên cứu, điều tra phông phóng xạ tự nhiên trên nhiều vùng lãnh thổ khác nhau Trong đó, còn có cả các dự án khảo sát phóng xạ nhân tạo Sau năm 1980, các nghiên cứu kiểm xạ môi trường được tiến hành một cách có hệ thống sau khi thành lập hai phòng thí nghiệm về phóng xạ môi trường tại viện năng lượng nguyên tử Việt Nam

và viện nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt Các số liệu về hoạt độ phóng xạ tự nhiên và nhân tạo tại Việt Nam lần đầu tiên đã xuất hiện trên các tạp chí khoa học trong và ngoài nước [1] Vị trí được chọn để nghiên cứu trong công trình này là khu vực Ea Sol tỉnh Đắk Lắk, một trong những khu vực có mỏ đá granite nằm trong quy hoạch thăm

dò, khai thác, chế biến và sử dụng khoáng sản làm vật liệu xây dựng Đá granite có chứa các đồng vị phóng xạ tự nhiên như Uranium và Thorium có khả năng gây ra hoạt độ phóng xạ khá cao Do vậy, trong công trình này chúng tôi xác định hoạt độ phóng xạ gamma của các đồng vị 238U, 232Th, và 40K có trong các mẫu đất thu thập tại một số vùng đất ở khu vực Ea Sol, tỉnh Đắk Lắk bằng cách sử dụng hệ phổ kế GMX đầu dò HPGe Phương pháp tương đối được dùng với các mẫu chuẩn đất RGU1, RGTh1, RGK1 của IAEA Kết quả được đối chiếu với phương pháp tuyệt đối sử dụng phần mềm Angle Các mẫu đo và mẫu chuẩn được chuẩn bị trong cùng hình học mẫu dạng Marinelli và được nhốt trong khoảng thời gian một tháng để có sự cân bằng phóng xạ giữa nguyên tố

238U và các con cháu trong chuỗi Từ dữ liệu hoạt độ tính toán được, giá trị suất liều hấp thụ, liều hiệu dụng hằng năm và chỉ số nguy hiểm bức xạ do chiếu ngoài cũng được đánh giá

PHƯƠNG PHÁP

Ea Sol là một trong những xã nghèo của huyện Ea H'leo thuộc tỉnh Đắk Lắk, xã có diện tích khoảng 232 km² với số dân là 7.314 người, đồng bào dân tộc thiểu số chủ yếu là Jrai và Ede Hoạt động sản xuất chính là trồng cây công nghiệp lâu năm như cà phê, tiêu, điều, cao su Ngoài ra còn có hoạt động khai thác đá, vật liệu xây dựng và một số khoáng sản như chì, kẽm Việc nghiên cứu phông phóng xạ ở khu vực này nhằm để đánh giá hoạt độ phóng xạ trong môi trường nơi có nhiều hoạt động khai thác khoáng sản, từ đó đánh giá ảnh hưởng của chúng lên sức khỏe con người

Hệ phổ kế gamma sử dụng trong công trình này thuộc phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, trường Đại học Khoa học Tự nhiên gồm các phần chính sau: đầu dò bán dẫn germanium siêu tinh khiết HPGe loại đồng trục (coaxial), có kí hiệu GMX35P4 – 70 gắn liền với tiền khuếch đại, thiết bị DSPEC jr 2.0 tích hợp nguồn nuôi cao thế, khối khuếch đại, bộ biến đổi tương tự thành số và khối phân tích đa kênh (ADC – MCA), đầu dò được làm lạnh bằng hệ X – Cooler III, buồng chì che chắn phông thấp

Hệ phổ kế được ghép nối với máy tính thông qua cổng cáp, việc ghi nhận và xử lý phổ kế gamma được thực hiện bằng phần mềm chuyên dụng Gamma Vision Hệ phổ kế gamma phông thấp có thể ghi nhận các tia gamma có năng lượng từ khoảng 3 keV – 10 MeV

Hình 1 Hệ phổ kế GMX đầu dò HPGe tại phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân

Mẫu thu được phải là các mẫu đại diện [2] [3], đặc trưng và phù hợp với mục đích cần nghiên cứu Các mẫu đất thường được lấy ở những nơi không bị xáo trộn tới độ sâu 25 cm bằng các dụng cụ lấy lõi đất Khối lượng đất thường lấy từ 1 đến 5 kg trên một vùng rộng khoảng 1m2 Vùng lấy mẫu phải bằng phẳng, không bị biến động trong nhiều năm, không gần các tán cây lớn hay các công trình xây dựng Các mẫu đất sau khi lấy sẽ được đóng gói vào các túi nilon và được đánh dấu bằng các ký hiệu để nhận biết

Để xác định hoạt độ các đồng vị phóng xạ trong các mẫu đất đã thu thập, thì các mẫu phải giống nhau về thành phần và kích thước hạt Sau khi lấy mẫu xong tiến hành phơi khô các mẫu đất, nghiền mịn và rây bằng các rây có kích thước lần lượt là 2 mm và 250 μm Tiếp tục sấy khô các mẫu đất bằng đèn hồng ngoại, thời gian sấy tùy thuộc vào độ ẩm của đất, được xác định bằng cách cân mẫu đất theo thời gian sấy để tìm thời điểm thích hợp khi trọng lượng đất giảm đến giá trị bão hòa Để đảm bảo độ thuần khiết cho các mẫu, sau khi xử lý xong một mẫu thì tất cả các dụng cụ cần phải được làm sạch và hong khô trước khi xử lý mẫu kế tiếp

Các mẫu được cân với độ chính xác 0,001 g Mỗi mẫu có khối lượng từ 700 - 900 g, được đựng trong các hộp nhựa 3π và đậy kín nắp hộp bằng cách dán băng keo kín xung quanh nắp hộp (tránh cho khí radon không thoát ra ngoài) Sau đó nhốt mẫu trong các hộp nhựa kín khoảng 30 ngày để đạt được sự cân bằng giữa 226Ra và những sản phẩm phân hủy của chúng Thời gian đo khoảng 24 giờ, xử lý kết quả và tính toán hoạt độ dựa trên số liệu phổ ghi nhận được Quy trình xử lý mẫu được trình bày trong hình 2

Hình 2 Lưu đồ xử lý mẫu [2] [3]

Hình 3 Hộp đựng mẫu 3π Hình 4 Hình cắt dọc hộp đựng mẫu 3π

Sau khi các mẫu chuẩn và mẫu đất được xử lý và tiến hành nhốt mẫu trong thời gian thích hợp, các mẫu được đưa vào hệ phổ kế GMX đầu dò HPGe tại phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, Trường Đại học Khoa học

Tự nhiên, ĐHQG-HCM để xác định hoạt độ của các đồng vị phóng xạ có trong các mẫu đất Các đồng vị phóng

xạ cần xác định được trình bày trong bảng 1

Bảng 1 Các đồng vị phóng xạ được phân tích bằng hệ phổ kế GMX đầu dò HPGe [3]

Nhân

mẹ

Đồng vị dùng để

phân tích Chu kỳ bán rã

Năng lượng gamma (keV)

Xác suất phát gamma (%)

238 U

232 Th

Phương pháp tuyệt đối là phương pháp xác định hoạt độ phóng xạ chủ yếu dựa vào hiệu suất ghi của đầu

dò, các số liệu hạt nhân và các số liệu thực nghiệm Hoạt độ của đồng vị phóng xạ được xác định theo công thức:

ε(E).m.f.t

N

Mẫu đất

Loại bỏ phần lớn

hơn 2 mm

Để khô tại nhiệt độ

phòng

Rây 2 mm

Rây 250

µm

Loại bỏ phần lớn hơn 250

µm

Sấy bằng đèn hồng ngoại, cân xác định độ ẩm

Trộn đều, đóng

hộp, đo phóng xạ

Phần nhỏ hơn 250 µm Phần nhỏ hơn 2 mm

Trong đó, A là hoạt độ riêng của các đồng vị phóng xạ (Bq/kg), N là diện tích đỉnh đã trừ phông và hiệu

chỉnh thời gian chết tại đỉnh năng lượng E (số đếm), ε(E) là hiệu suất ghi của đầu dò ứng với năng lượng E (%),

m là khối lượng mẫu (kg), f là xác suất phát gamma của hạt nhân tại đỉnh năng lượng E (%), t là thời gian đo

mẫu (s)

Sai số tương đối của hoạt độ tính theo phương pháp này là:

Hoạt độ phóng xạ của mẫu cần phân tích có thể được xác định bằng phương pháp tương đối thông qua việc

so sánh và lập tỉ số hoạt độ giữa mầu đo với mẫu chuẩn đã biết trước hoạt độ trong điều kiện hình học hoàn toàn giống nhau Mẫu chuẩn phóng xạ bao gồm RGU1, RGTh1, RGK1 chứa 238U, 232Th, 40K, đó là những đồng vị phóng xạ có mặt phổ biến trong các loại đất đá Trong công trình này, các mẫu chuẩn RGU1, RGTh1, RGK1 có khối lượng lần lượt là 980 g, 890 g và 990 g được nhốt vào ngày 19/09/2013 trong hộp đựng mẫu dạng Marinelli

và được đo trong thời gian khoảng 10 giờ Thông tin về hoạt độ phóng xạ của các mẫu chuẩn được nêu trong bảng 2

Bảng 2 Thông tin về hoạt độ phóng xạ (Bq/kg) của các mẫu chuẩn RGU1, RGTh1, RGK1 [3]

Công thức tính hoạt độ riêng bằng phương pháp tương đối có thể suy ra trực tiếp từ công thức (1) bằng cách lập tỉ số:

m m c

c c m c m

m t N

m t N A

Trong đó, Ac, Am là hoạt độ riêng của mẫu chuẩn và mẫu đo (Bq/kg), Nc, Nm là số đếm diện tích đỉnh đã trừ phông và hiệu chỉnh thời gian chết tại đỉnh năng lượng E của mẫu chuẩn và mẫu đo (số đếm), mc, mm là khối lượng mẫu chuẩn và mẫu đo (kg), tc, tm là thời gian đo mẫu chuẩn và mẫu đo (s)

Áp dụng định luật truyền sai số cho công thức (3), ta có:

2 c

2 N 2 m

2 N 2 c

2 A m A

N

σ N

σ A

σ A

Suất liều hấp thụ trong không khí (R) [5] được xác định từ hoạt độ của các đồng vị phóng xạ, với các hệ số

chuyển đổi từ hoạt độ phóng xạ sang suất liều hấp thụ, theo công thức như sau:

K Th

U 0,604A 0,0417A 0,462A

với sai số tuyệt đối:

2 A 2 2

A 2 2

A 2 2

R (0,462)σ U (0,604)σ Th (0,0417)σ K

Trong đó, AU, ATh, AK là hoạt độ riêng của 238U, 232Th, 40K (Bq/kg), các hệ số chuyển đổi từ hoạt độ phóng

xạ sang suất liều hấp thụ trong không khí (bao gồm 0,462 cho 238U, 0,604 cho 232Th và 0,0417 cho 40K) có thứ nguyên là

Bq/kg

nGy/h

Liều hiệu dụng hàng năm [5] được biến đổi từ suất liều hấp thụ trong không khí với các hệ số biến đổi, theo công thức sau:

6 ).10 0,7(Sv/Gy 760(h).0,2

R(nGy/h).8

với sai số tuyệt đối:

6 R

D σ 8760.0,2 0,7.10

Trong đó, hệ số chuyển đổi suất liều hấp thụ trong không khí sang liều hiệu dụng hàng năm có giá trị là 0,7 (Sv/Gy), hệ số “chiếm chỗ” ngoài nhà (outdoor ocuppancy factor) có giá trị là 0,2

Cách phổ biến nhất để đánh giá giới hạn hoạt độ là dựa trên chỉ số nguy hiểm bức xạ chiếu ngoài Iγ và chiếu trong Iα Chỉ số nguy hiểm bức xạ chiếu ngoài [5] là đại lượng đánh giá mức độ nguy hiểm bức xạ do chiếu ngoài đến sức khỏe của các đồng vị theo trọng số của từng đồng vị Đối với liều chiếu ngoài, người ta dùng các

giá trị hoạt độ đối với 238U, 232Th và 40K Đối với liều chiếu trong, do 222Rn chỉ được sinh ra từ 226Ra nên giới hạn liều chiếu trong được xác định qua hoạt độ riêng của 226Ra Điều kiện an toàn là Iγ ≤ 1 và Iα≤ 1 Chỉ số nguy hiểm bức xạ chiếu ngoài được tính theo công thức:

4810

A 259

A 370

A

với sai số tuyệt đối:

KẾT QUẢ

Trong công trình này, chúng tôi sử dụng phương pháp tương đối để tính toán hoạt độ Bằng cách sử dụng chương trình Gamma Vision thu được các thông số như diện tích đỉnh tại vị trí đỉnh năng lượng (số đếm), sai số diện tích đỉnh, thời gian đo, thời gian chết … của các mẫu chuẩn và mẫu đo Kết hợp với công thức tính hoạt độ riêng bằng phương pháp tương đối (3) chúng tôi tính được hoạt độ của các đồng vị phóng xạ tương ứng với các đỉnh năng lượng quan tâm Sau đó, tính trung bình và sai số của các giá trị có trọng số để tính hoạt độ riêng trung bình và sai số tương ứng của các đồng vị 238U, 232Th, 40K

Bảng 3 Hoạt độ riêng và sai số của nó đối với các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong các mẫu đất khảo sát

Hai đồng vị 238U và 232Th trong khu vực khảo sát có hoạt độ Uranium và Thorium khá cao Do đây là khu vực có nhiều mỏ khoáng sản đang khai thác, trong đó nổi bật là khu khai thác đá granite có diện tích 74,65 ha Cũng giống như các đá tự nhiên và đá dùng làm vật liệu xây dựng khác, đá granite có chứa hàm lượng Uranium khá cao khoảng 10 đến 20 ppm (tương đương 120 đến 240 Bq/kg) Đặc biệt, mẫu ở đồi Chư Phốt có hoạt độ 238U

và 232Thcao nhất là 59,33 và 89,86 (Bq/kg)

Hoạt độ của các đồng vị phóng xạ 238U, 232Th, 40Ktrong 20 mẫu đất thu thập được lần lượt được biểu diễn trong các đồ thị ở hình 5, 6, 7 Trong đó, đường nằm ngang biểu thị giá trị trung bình thế giới tương ứng với từng đồng vị

Hình 5 Hoạt độ phóng xạ của 238U trong các mẫu đất

Hình 6 Hoạt độ phóng xạ của 232Th trong các mẫu đất

Hình 7 Hoạt độ phóng xạ của 40K trong các mẫu đất Sau khi đã xác định được hoạt độ của các đồng vị phóng xạ trong các mẫu đất bằng phương pháp tương đối Để kiểm tra các số liệu đo được ở phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, chúng tôi tiến hành phân tích thêm hoạt độ của các đồng vị phóng xạ bằng phương pháp tuyệt đối Ở phương pháp tuyệt đối chúng tôi tính hiệu suất ghi của hệ phổ kế gamma phông thấp HPGe bằng chương trình mô phỏng ANGLE 3 (hình 8) Để xác định hiệu suất ghi cần lựa chọn cấu hình phù hợp và nhập một số thông tin cần thiết trên chương trình mô phỏng ANGLE

3 như mật độ, thành phần hóa học của mẫu cần khảo sát, các đỉnh năng lượng quan tâm, các thông số kỹ thuật của đầu dò HPGe tại phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, các thông số hình học của hộp 3π (hình 3) Chương trình sẽ tự động tính toán và cho kết quả hiệu suất ghi tại các đỉnh năng lượng tương ứng

Hình 8 Giao diện chương trình ANGLE 3

Các kết quả cho thấy giá trị hoạt độ riêng tính theo hai phương pháp là tương đối phù hợp nhau, với sai khác dưới 10% nằm trong giới hạn cho phép của phương pháp phân tích phóng xạ tự nhiên

Các giá trị hoạt độ phóng xạ 238U, 232Th, 40K tính toán được được dùng làm đầu vào để tính suất liều hấp thụ, liều hiệu dụng hàng năm và chỉ số nguy hiểm bức xạ chiếu ngoài bằng cách sử dụng các công tính thức (5), (7), (9) và sai số tương ứng được tính qua các công thức (6), (8), (10) Hình 9, 10, 11 trình bày giá trị suất liều hấp thụ, liều hiệu dụng hàng năm và chỉ số nguy hiểm bức xạ chiếu ngoài tính toán được từ 20 mẫu đất ở khu vực Ea Sol tỉnh Đắk Lắk Trong đó, đường nằm ngang biểu thị giá trị trung bình của thế giới

Hình 9 Suất liều hấp thụ (nGy/h)

Hình 10 Liều hiệu dụng hàng năm (mSv)

Hình 11 Chỉ số nguy hiểm bức xạ chiếu ngoài

Các giá trị trung bình của suất liều hấp thụ, liều hiệu dụng hàng năm cao hơn so với giá trị trung bình thế giới Đặc biệt, những vị trí nằm gần hoặc trong khu vực khai thác, chế biến đá granite và một số loại đá dùng trong vật liệu xây dựng như đồi Chư Phốt, buôn Ea Blong, buôn Ruy, buôn Tung, thôn 1 và buôn Bung thì các giá trị của suất liều hấp thụ, liều hiệu dụng hàng năm khá cao Còn những vị trí dân cư tập trung đông đúc như buôn Taly, thôn 4, thôn 2, trường Nguyễn Bỉnh Khiêm, UBND xã Ea Sol, trường Tiểu học, trạm y tế thì giá trị này tương đối thấp

Chỉ số nguy hiểm bức xạ chiếu ngoài trong các mẫu đất của khu vực khảo sát đều nằm trong giới hạn cho phép (Iγ ≤ 1) Điều này chứng tỏ mức phông phóng xạ của khu vực Ea Sol tỉnh Đắk Lắk vẫn nằm trong mức phông phóng xạ chung của toàn thế giới và không có sự nguy hiểm phóng xạ đáng kể nào tới người dân sinh sống tại nơi đây

KẾT LUẬN

Trong công trình này, chúng tôi xác định hoạt độ phóng xạ gamma của các đồng vị 238U, 232Th, và 40K có trong các mẫu đất thu thập tại một số vùng đất ở khu vực Ea Sol, tỉnh Đắk Lắk bằng cách sử dụng hệ phổ kế GMX đầu dò HPGe Phương pháp tương đối được dùng với các mẫu chuẩn đất RGU1, RGTh1, RGK1 của IAEA Kết quả được đối chiếu với phương pháp tuyệt đối sử dụng phần mềm Angle, cho thấy giá trị hoạt độ riêng tính theo hai phương pháp là tương đối phù hợp nhau, với sai khác dưới 10% nằm trong giới hạn cho phép của phương pháp phân tích phóng xạ tự nhiên Các mẫu đo và mẫu chuẩn được chuẩn bị trong cùng hình học mẫu dạng Marinelli và được nhốt trong khoảng thời gian một tháng để có sự cân bằng phóng xạ giữa nguyên tố

238U và các con cháu trong chuỗi Từ dữ liệu hoạt độ tính toán được, giá trị suất liều hấp thụ, liều hiệu dụng hằng năm và chỉ số nguy hiểm bức xạ do chiếu ngoài cũng được đánh giá Suất liều hấp thụ trong không khí của các mẫu đất nằm trong khoảng 29,17÷110,39 (nGy/h) và có giá trị trung bình là 72,43 ± 0,83 (nGy/h) Giá trị trung bình này cao hơn so với giá trị trung bình thế giới là 54 nGy/h Do đây là khu vực có nhiều mỏ khoáng sản đang khai thác trong đó nổi bật là khu khai thác đá granite có diện tích 74,65 ha Những mẫu được lấy nằm trong khu vực khai thác hoặc chế biến đá granite thì có giá trị suất liều hấp thụ khá cao Còn những mẫu được lấy nằm trong khu vực dân cư tập trung đông đúc thì các giá trị này chỉ xấp xỉ bằng một nửa giá trị trung bình thế giới Sự khác biệt về suất liều hấp thụ tại những vị trí lấy mẫu khác nhau là do sự thay đổi về mức độ tập trung của các đồng vị phóng xạ trong quá trình hình thành địa chất Chỉ số nguy hiểm bức xạ chiếu ngoài của các mẫu đất nằm trong khoảng 0,1798÷0,6504 với giá trị trung bình là 0,4307 ± 0,0050 Giá trị này nhỏ hơn 1, do đó khu vực này vẫn an toàn về mặt phóng xạ

Lời cảm ơn: Nhóm tác giả xin chân thành cảm ơn đến Đại học Quốc gia Thành phố Hố Chí Minh đã tài trợ kinh

phí cho dự án phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân nơi chúng tôi đang làm việc và thực hiện thí nghiệm trên hệ phổ kế HPGe trong công trình này

DETERMINATION OF GAMMA RADIOACTIVITY OF 238U, 232TH AND 40K IN SOIL AT

ĐẮK LẮK USING GMX SPECTROMETER Truong Thi Hong Loan 1,2 , Phan Thi Hong Chau 3,1 , Nguyen Thi Hanh 1 , Dong Thi Nhu Y 4,1 ,

Truong Huu Ngan Thy 2 , Huynh Thi Yen Hong 2 , Vu Ngoc Ba 2 , Le Thi Ngoc Trang 2

1Faculty of Physics and Engineering Physics, University of Science, VNU – HCM

2Nuclear Technique Laboratory, University of Science, VNU – HCM

3Can Tho University

4Pedagogy University – HCMC

Email: tthloan@hcmus.edu.vn

ABSTRACT

In this work, the gamma radioactivities of the isotope 238 U, 232 Th, and 40 K in soil samples collected

in an area of Ea Sol, Dak Lak province were determined using GMX spectroscopy with HPGe detector Relative method was used with standard soil samples RGU1, RGTh1, RGK1 from IAEA The obtained results are compared with one from the absolute method using Angle software The analytic samples and standard samples were prepared in the same geometry of Marinelli beaker They are locked in these beaker for one month to have a radioactive equilibrium between the 238 U and their descendants in their chain A geology chemistry disequilibrium of 238 U and 226 Ra were also interested From the obtained activity data, the values of absorbed dose rate, annual effective dose and radiation hazard index from external radiation were also evaluated

Key works: Radioactivity, GMX, absorbed dose rate, annual effective dose, radiation hazard

index

TÀI LIỆU THAM KHẢO

[1] Trần Văn Luyến (2005), Nghiên cứu nền phông phóng xạ vùng Nam bộ Việt Nam, Luận án Tiến sĩ, trường

Đại học Khoa học Tự Nhiên, TP HCM

[2] Bộ Khoa học và Công nghệ (2005), TCVN 7538-2:2005, Chất lượng đất-Lấy mẫu, Phần 2: Hướng dẫn kỹ

thuật lấy mẫu

[3] IAEA (1989), Measurement of Radionuclides in Food and the Environment, No.295

[4] ISO 18589-1:2005, Measurement of radioactivity in the environment – Soil, Part 1: General guidelines

anddefinitions

[5] UNSCEAR (2008), Sources and effects of ionizing radiation, An.B: Exposures of the public and workers

from various sources radiation

II-P-1.16

TÍNH TOÁN HỆ SỐ CHUYỂN ĐỔI LIỂU DO PHƠI CHIẾU NGOÀI TỪ NGUỒN PHÁT GAMMA CỦA CHUỔI 238U, 232TH, VÀ 40K TRONG ĐẤT BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP5 Trương Thị Hồng Loan 1,2 , Lại Viết Hải 1 , Phan Lê Hoàng Sang 1 , Trương Hữu Ngân Thy 2 ,

Huỳnh Thị Yến Hồng 2 , Vũ Ngọc Ba 2 , Lê Thị Ngọc Trang 2

1Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, ĐHQG- HCM

2Phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, ĐHQG- HCM

TÓM TẮT

Trong công trình này hệ số chuyển đổi liều của các cơ quan hoặc mô đối với phantom người trưởng thành MIRD-5 từ nguồn phát gamma của chuỗi 238 U, 232 Th và 40 K trong đất được tính toán bằng mô phỏng Monte Carlo sử dụng chương trình MCNP5 Kết quả được so sánh với giá trị nội suy

từ dữ liệu báo cáo của FGR-12 [7] với năng lượng và cơ quan phơi chiếu tương ứng Từ đó tính toán liều tương đương và liều hiệu dụng hàng năm đối với sự chiếu ngoài của một số vùng đất ở Đắk Lắk Kết quả cho thấy có sự phù hợp tương đối giữa các giá trị hệ số chuyển đổi liều tương đương tính toán được với giá trị nội suy từ dữ liệu của FGR-12 ở đa số các cơ quan Tuy nhiên có sự sai lệch lớn đối với vùng tuyến giáp (69%), mặt xương (23%), thực quản (29%), buồng trứng (70%) Sự khác nhau giữa hai mô hình tính toán cũng như phantom được sử dụng có thể là nguyên nhân gây nên sự lệch này Điều này sẽ được tìm hiểu thêm ở các công trình tiếp theo

Từ khóa: Hệ số chuyển đổi liều, MIRD-5, MCNP, liều hiệu dụng hằng năm

GIỚI THIỆU

Các đồng vị phóng xạ được tìm thấy trong đất, nước và không khí, thậm chí chúng được tìm thấy trong cơ thể của chúng ta Mỗi ngày chúng ta ăn, uống và hít các đồng vị phóng xạ từ thực phẩm, nước uống và không khí Phóng xạ có ở mọi nơi, trong đất, đá, trong các sông ngòi và đại dương, trong vật liệu xây dựng và nhà cửa Không có nơi nào mà không tìm thấy phóng xạ Chính vì lý do đó, nên việc xác định liều lượng bức xạ mà cơ thể con người hấp thụ là cần thiết Việc nghiên cứu tính liều cơ quan trong cơ thể người (liều hiệu dụng, liều tương đương…) đối với sự chiếu xạ ngoài của bức xạ gamma từ những môi trường đất, nước và không khí đã được nhiều nhà khoa học nghiên cứu và tính toán Điển hình như năm 1974, Poston và Snyder [9] đã thực hiện nghiên cứu trong môi trường không khí bán vô hạn bị nhiễm xạ; năm 1981, D.C.Kocher [5] nghiên cứu trong vùng nước và đất bán vô hạn bị nhiễm xạ; năm 1993, Keith F.Eckerman và Jeffrey C.Ryman [7] đã kết hợp tung

độ gián đoạn và phương pháp Monte Carlo để giải phương trình vận chuyển photon cho nguồn photon được phân bố trong môi trường; năm 1995, K.Saito và P.Jacob [6] tính liều cơ quan từ nguồn tự nhiên được phân bố đồng đều sử dụng phương pháp Monte Carlo Có thể nói, việc khảo sát liều cơ quan từ cơ thể người được thực hiện bởi nhiều tác giả đưa ra nhiều kết luận khác nhau nhưng ý nghĩa chung của công việc là tìm một giải pháp

an toàn bức xạ tối ưu

Trong công trình này hệ số chuyển đổi liều tương đương của các cơ quan hoặc mô đối với phantom người trưởng thành (21 tuổi) từ nguồn 232Th, 238U và 40K trong đất (chỉ tính với bức xạ gamma) được tính toán bằng mô hình mô phỏng sử dụng chương trình MCNP5 và so sánh với kết quả nội suy từ FGR-12 [7], tính suất liều tương đương của các cơ quan và suất liều hiệu dụng đối với các đồng vị 238U, 232Th, và 40K có trong mẫu đất thu thập

ở Đắk Lắk

VẬT LIỆU VÀ PHƯƠNG PHÁP

Trong công trình này tác giả sử dụng mô hình trong tài liệu [2] để tính toán các hệ số chuyển đổi liều đối với chiếu ngoài từ phóng xạ môi trường Đó là mô hình một phantom người đứng trên mặt đất, trong vùng không khí hình nón có chiều cao bằng một nửa so với bán kính đáy R, đứng trên lớp đất là một hình trụ có chiều cao cố định d và có bán kính đáy bằng R Bức xạ photon của nguồn đơn năng và các đồng vị phân bố đồng đều với nồng độ 1Bq/m3, bán kính vùng nguồn được cho trong bảng 1 Phantom người MIRD5 được sử dụng Để mô phỏng mô hình này chúng tôi sử dụng chương trình MCNP5 [10] Đó là một chương trình mô phỏng vận chuyển bức xạ bằng phương pháp Monte Carlo do phòng thí nghiệm Los Alamos xây dựng Hình cầu DXTRAN bao quanh phantom dùng để giảm phương sai trong MCNP