Nghiên cứu xác định liều chiếu dân chúng do phóng xạ tự nhiên ở khu vực hà nội phần hà nội mở rộng

Cùng với phương pháp trên, phương pháp đo phổ gamma hiện trường cũng là phương pháp hiệu quả để xác định hoạt độ của các đồng vị phóng xạ trong môi trường.. IAEA và ICRU đã đề suất phươn

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: TS TRỊNH VĂN GIÁP

Hà Nội – 2015

i

LỜI CẢM ƠN

Để hoàn thành luận văn này, em xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc nhất

đến thầy TS Trịnh Văn Giáp đã tận tình hướng dẫn, chỉ dạy và giúp đỡ em

trong suốt quá trình thực hiện luận văn

Xin chân thành cảm ơn KS Nguyễn Quang Long – Viện Khoa Học và

Kỹ Thuật Hạt Nhân đã chỉ dạy, tạo điều kiện và cho phép sử dụng số liệu của

đề tài: “Thiết lập cơ sở dữ liệu phông phóng xạ môi trường Hà Nội (phần Hà Nội mở rộng) và hoàn thiện bản đồ kỹ thuật số về phông phóng xạ môi trường

Hà Nội tỷ lệ : 1:100.000”

Em xin gửi lời cảm ơn chân thành đến các cán bộ Trung Tâm Quan Trắc Phóng Xạ và Đánh Giá Tác Động Môi Trường – Viện Khoa Học và

Kỹ Thuật Hạt Nhân – Viện Năng Lượng Nguyên Tử Việt Nam đã giúp đỡ

và tạo điều kiện tốt nhất, giúp em hoàn thành luận văn này

Em xin chân thành cảm ơn các thầy, cô trong Khoa Vật Lý trường Đại học Khoa học Tự nhiên đã tận tình truyền đạt kiến thức trong suốt 2 năm học vừa qua Với vốn kiến thức mà em được tiếp thu trong quá trình học tập sẽ là hành trang quý báu để em có thể hoàn thành tốt công việc sau này

Cuối cùng em xin gửi lời cảm ơn đến gia đình, người thân và bạn bè, những người đã luôn động viên, giúp đỡ, tạo mọi điều kiện về vật chất và tinh thần cho em trong suốt thời gian học tập và làm luận văn

Hà Nội, ngày tháng năm 2015

Học viên

Dương Đức Thắng

ii

MỤC LỤC

LỜI CẢM ƠN i

DANH MỤC BẢNG iv

DANH MỤC HÌNH VẼ v

DANH MỤC CÁC CHỮ VIẾT TẮT, KÝ HIỆU vii

MỞ ĐẦU 1

Chương 1: TỔNG QUAN VỀ PHÓNG XẠ TỰ NHIÊN 3

1.1 Phóng xạ trong đất đá(2, 3) 3

1.1.1 Các họ phóng xạ(2, 3) 3

1.1.2 Cân bằng và mất cân bằng phóng xạ(2, 3) 5

1.2 Phóng xạ do tia vũ trụ(2, 3) 6

1.3 Phơi nhiễm do phóng xạ tự nhiên(2, 3) 7

1.3.1 Phơi nhiễm do chiếu ngoài từ phóng xạ tự nhiên trong đất đá(2, 3) 8 1.3.2 Phơi nhiễm do chiếu ngoài từ tia vũ trụ(2, 3) 9

1.3.3 Phơi nhiễm do chiếu trong từ các nguồn phóng xạ tự nhiên(2, 3) 9

1.4 Một số đại lượng đo liều trong an toàn bức xạ(4) 10

1.4.1 Liều chiếu(4) 10

1.4.2 Liều hấp thụ(4) 11

1.4.3 Liều tương đương(4) 11

1.4.4 Liều hiệu dụng(4) 13

1.5 Tương tác của bức xạ gamma với vật chất(5, 6) 14

1.5.1 Hiệu ứng quang diện(5, 6) 15

1.5.2 Hiệu ứng Compton(5, 6) 17

1.5.3 Hiệu ứng tạo cặp(5, 6) 19

CHƯƠNG 2: ĐỐI TƯỢNG VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU 21

2.1 Đối tượng và phạm vi nghiên cứu 21

iii

2.1.1 Đối tượng nghiên cứu 21

2.1.2 Phạm vi nghiên cứu 21

2.2 Mục đích nghiên cứu 21

2.3 Phương pháp nghiên cứu 21

2.4 Phương pháp đo gamma hiện trường 22

2.4.1 Thiết bị sử dụng 22

2.4.2 Phương pháp hàm G(E) 25

2.4.3 Phương pháp diện tích đỉnh 28

2.5 Phương pháp đo gamma trong phòng thí nghiệm 29

2.5.1 Hệ phổ kế gamma phông thấp HPGe 29

2.5.2 Tính suất liều từ hoạt độ của mẫu đất 30

CHƯƠNG 3: KẾT QUẢ THỰC NGHIỆM VÀ THẢO LUẬN 31

3.1 Xác định các hệ số chuyển đổi cho detector NaI(Tl) 31

3.2 Kết quả đo gamma hiện trường sử dụng phương pháp hàm G(E) 35

3.2 Kết quả đo gamma hiện trường sử dụng phương pháp diện tích đỉnh 39 3.3 So sánh phương pháp phổ gamma hiện trường và phòng thí nghiệm 41 3.3.1 So sánh hoạt độ phóng xạ 41

3.3.2 So sánh suất liều hấp thụ của bức xạ gamma 44

3.3 Đánh giá suất liều 46

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 50

TÀI LIỆU THAM KHẢO 52

PHỤ LỤC 54

Phụ lục 1: Hoạt độ riêng của các nhân phóng xạ tính bằng phương pháp diện tích đỉnh 54

Phụ lục 2: Hoạt độ riêng của các nhân phóng xạ phân tích trong phòng thí nghiệm 56

Phụ lục 3: Suất liều gamma môi trường (nGy/h) 58

iv

Phụ Lục 4: Suất liều tính theo phương pháp hàm G(E) 60

DANH MỤC BẢNG Bảng 1 1: Thành phần phông phóng xạ tự nhiên và liều hiệu dụng trung bình năm lên cơ thể sống từ các thành phần phóng xạ tự nhiên trên thế giới 9

Bảng 1 2: Trọng số bức xạ WR đối với một số loại bức xạ 12

Bảng 1 3: Trọng số mô đối với các bộ phận chính trong cơ thể 13

Bảng 2 1: Các hệ số của hàm G(E) 27

Bảng 3 1: Nguồn chuẩn 31

Bảng 3 2: Đáp ứng góc của detector với nguồn 137Cs 32

Bảng 3 3: Hiệu suất ghi N0/υ của detector 34

Bảng 3 4: Hiệu suất ghi N0/υ đối với các nhân phóng xạ tự nhiên 34

Bảng 3 5: Hệ số υ/A và υ/I của detector 35

Bảng 3 6: Các hệ số chuyển đổi đối với phóng xạ tự nhiên 35

Bảng 3 7: Kênh trung tâm và năng lượng của 40K, 214Bi và 208 Tl 37

Bảng 3 8: Kết quả hoạt độ và suất liều của phóng xạ tự nhiên tính theo phương pháp diện tích đỉnh 40

Bảng 3 9: Hoạt độ các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong mẫu đất 41

Bảng 3 10: Suất liều (nGy/h) thu được từ các phương pháp khác nhau 45

v

DANH MỤC HÌNH VẼ

Hình 1 1: Sơ đồ phân rã của ba họ phóng xạ 238

U, 232Th và 235

U 4

Hình 1 2: Sự suy giảm của chùm gamma khi đi qua vật chất 14

Hình 1 3: Hiệu ứng quang điện 16

Hình 1 4: Tán xạ Compton 17

Hình 1 5: Hiệu ứng tạo cặp 19

Hình 1 6: Độ quan trọng tương đối của ba hiệu ứng phụ thuộc vào năng lượng và điện tích z của chất hấp thụ 20

Hình 2 1: Sơ đồ phương pháp nghiên cứu 22

Hình 2 2: Hệ phổ kế gamma hiện trường 23

Hình 2 3: Phổ gamma hiện trường 24

Hình 2 4: Máy đo liều sách tay TCS-171 24

Hình 2 5: Hàm G(E) của các loại detector NaI(Tl) 26

Hình 2 6: Hệ detector HPGe và buồng chì 29

Hình 3 1: Đo đáp ứng góc Nf/N0 của detector 31

Hình 3 2: Đáp ứng góc tương đối của detector với nguồn 137 Cs 32

Hình 3 3: Xác định hiệu suất ghi của detector N0/υ 33

Hình 3 4: Mối liên hệ giữa năng lượng tia gamma và N0/υ 34

Hình 3 5: Phổ gamma hiện trường đo tại thị trấn Tây Đằng - huyện Ba Vì 36

Hình 3 6: Đỉnh quang điện của 40 K 36

vi

Hình 3 7: Đỉnh quang điện của 214

Bi 37

Hình 3 8: Đỉnh quang điện của 208 Tl 37

Hình 3 9: Mối liên hệ giữa kênh và năng lượng 38

Hình 3 10: Suất liều tính theo phương pháp hàm G(E) 38

Hình 3 11: Xác định diện tích đỉnh 39

Hình 3 12: Sự tương quan giữa kết quả đo hoạt độ phóng xạ của 40 K tại hiện trường và kết qủa phân tích trong phòng thí nghiệm 42

Hình 3 13: Sự tương quan giữa kết quả đo hoạt độ phóng xạ của 238 U tại hiện trường và kết qủa phân tích trong phòng thí nghiệm 43

Hình 3 14: Sự tương quan giữa kết quả đo hoạt độ phóng xạ của 232 Th tại hiện trường và kết qủa phân tích trong phòng thí nghiệm 43

Hình 3 15: So sánh mối tương quan của suất liều tính bằng 2 phương pháp diện tích đỉnh và PTN 45

Hình 3 16: So sánh mối tương quan của suất liều tính bằng 2 phương pháp hàm G(E) và phương pháp tính trong PTN 46

Hình 3 17: Phân bố suất liều tính từ các phương pháp khác nhau 47

Hình 3 18: Bản đồ phân bố và sự đóng góp của các đồng vị vào suất liều tính từ phương pháp diện tích đỉnh 49

Hình 3 19: Bản đồ phân bố và sự đóng góp của các đồng vị vào suất liều tính từ phương pháp đo mẫu đất trong PTN 49

vii

DANH MỤC CÁC CHỮ VIẾT TẮT, KÝ HIỆU

IAEA Cơ quan năng lƣợng nguyên tử quốc tế (International Atomic Energy Agency)

Viện nghiên cứu năng lƣợng nguyên tử Nhật Bản

HPGe (High-purity Germanium Detectors) Detector Germani siêu tinh khiết

1

MỞ ĐẦU

Để xác định liều dân chúng do các đồng vị phóng xạ tự nhiên gây ra, phương pháp phổ biến và chính xác nhất là lấy mẫu và phân tích trong phóng thí nghiệm Ở nước ta một số tác giả như Ngô Quang Huy, Phạm Duy Hiển, Nguyễn Hào Quang(15), Trịnh Văn Giáp(1)…đã sử dụng phương pháp này để đánh giá liều dân chúng khá chi tiết ở một số tỉnh và trên phạm vi toàn quốc

Cùng với phương pháp trên, phương pháp đo phổ gamma hiện trường cũng là phương pháp hiệu quả để xác định hoạt độ của các đồng vị phóng xạ trong môi trường Phương pháp này đã được nhiều nước trên thế giới sử dụng

để phân tích phóng xạ môi trường từ những năm 1980(5) IAEA và ICRU đã

đề suất phương pháp này để xác định nhanh hoạt độ của các đồng vị phóng xạ trong môi trường nói chung và cả trong trường hợp khi xảy ra sự cố(9, 17)

Tuy nhiên hiện nay phương pháp đo phổ gamma hiện trường vẫn chưa được áp dụng rộng rãi ở Việt Nam Với hướng nghiên cứu sử dụng phương pháp đo phổ gamma hiện trường để xác định hoạt độ của các đồng vị phóng

xạ và suất liều gamma trong môi trường phục vụ cho việc khảo sát và quan trắc phóng xạ môi trường, tác giả chọn đề tài: “Nghiên cứu xác định liều chiếu dân chúng do phóng xạ tự nhiên ở khu vực hà nội (phần Hà Nội mở rộng)” Với mục đích:

- Nghiên cứu việc sử dụng phổ kế gamma hiện trường sử dụng detector

NaI(Tl) hình trụ kích thước 3”Φ3” để xác định hoạt độ của các nhân phóng xạ

trong đất và suất liều gamma ở độ cao 1 mét so với mặt đất

- Đánh giá suất liều do các nhân phóng xạ gây ra và khả năng ảnh hưởng của chúng đối với con người

Luận văn được chia thành 3 chương với các nội dung như sau:

Chương 3: Kết quả và thảo luận Chương này so sánh các kết quả đo hoạt độ phóng xạ và suất liều gamma môi trường của phương pháp phổ kế gamma hiện trường với phương pháp lấy mẫu và phân tích trong phòng thí nghiệm Từ đó chỉ ra ưu điểm của phương pháp đo phổ gamma hiện trường.

xạ trong đất đá là 238 U, 232Th và 235U có chu kỳ bán tương ứng là 4,5 tỷ năm,

14 tỷ năm và 700 triệu năm

Các đồng vị trong ba họ phóng xạ nói trên phân rã alpha và beta, trong quá trình phân rã liên tiếp này đồng vị mẹ biến thành các đồng vị “con cháu”

và quá trình cứ tiếp diễn để cuối cùng dừng lại ở ba đồng vị bền của chì: 206

Pb, 208Pb và 207

Pb Tất cả có 47 đồng vị khác nhau thuộc ba họ nói trên Không thể lẫn họ này với họ khác căn cứ trên số khối A của đồng vị trong mỗi họ Cụ thể A = 4n + 2 đối với họ 238U, A = 4n đối với họ 232Th và A = 4n

- 1 đối với họ 235U, n là những số nguyên Hình 1.1 trình bày đầy đủ các đồng

vị trong ba họ nói trên cùng với các kênh phân rã và chu kỳ bán rã của chúng

Các “con cháu” trong ba họ phóng xạ nói trên phân rã rất nhanh (T1/2 rất bé) so với đồng vị đứng đầu nên hàm lượng của chúng trong đất đá rất thấp Chẳng hạn, 226Ra là một mắt xích chủ yếu trong họ 238U có chu kỳ bán rã

1600 năm, hàng triệu lần ngắn hơn so với 238U nên hàm lượng 226Ra trong đất

đá cũng thấp hơn hàng triệu lần 238

U Tuy nhiên, hoạt độ riêng tính trên đơn vị khối lượng lại cao hơn hàng triệu lần Hai ông bà Curie phải miệt mài nghiền đập, hòa tách hàng tấn quặng uranium bằng phương pháp thủ công mới tách

4

được vài miligam radium (Ra), một nguyên tố hoàn toàn mới lúc bấy giờ và

có hoạt độ phóng xạ riêng cao hơn uranium đến hàng triệu lần

Hình 1 1: Sơ đồ phân rã của ba họ phóng xạ 238

U, 232Th và 235

U Ngoài uranium và thorium, phóng xạ từ đất đá còn bắt nguồn từ 40

K Trong vỏ Trái Đất nguyên tố kali khá phổ biến, có hàm lượng trung bình 2,6%, lớn hơn nhiều so với thorium (7,2 ppm) và uranium (1,8 ppm) Nhưng kali chỉ chứa 0,01% đồng vị 40K và tỷ lệ này ổn định trong mọi môi trường vì đồng vị phóng xạ này đã có từ thời nguyên khởi cách nay hàng chục tỷ năm

Hàm lượng trung bình của uranium trong vỏ Trái Đất là 1,8 ppm, trong lớp đất bề mặt hàm lượng thường cao hơn do U dễ bị hấp thụ bởi các phần tử sét có kích thước bé trong đất Trong vỏ Trái Đất, 238

U chiếm 99,27 %, phần ít

ỏi còn lại là 235

U (0,73%) Ngoài ra còn có 234U (0,0058 %) là đồng vị “con cháu” được tạo thành do phân rã phóng xạ của 238

U (hình 1.1) Tuy nhiên, uranium phân bố không đều trong đất đá Tùy theo loại khoáng vật, hàm lượng dao động từ vài phần trăm ppm trong các đá ultrabasic đến hàng chục ppm trong granite Còn ở các dị thường và quặng phóng xạ, hàm lượng U thường lên đến hàng nghìn hoặc hàng vạn ppm

5

Hàm lượng trung bình của 232

Th trong vỏ Trái Đất là 7,2 ppm Nhưng hàm lượng biến đổi theo loại khoáng vật, từ 3 đến 50 ppm trong granite và permatic xuống còn từ 1 đến 3 ppm trong basalt và các đá basic 232Th thường xuất hiện trong các khoáng zircon, ở đó 232Th thay thế những vị trí cùa Zr trong tinh thể Các sa khoáng cát đen chứa Ti và Zr dọc theo ven biền thường

là nguồn cung cấp Zr dùng làm vỏ bọc thanh nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân

1.1.2 Cân bằng và mất cân bằng phóng xạ (2, 3)

Do chu kỳ bán rã của các đồng vị “con cháu” trong cả ba họ phóng xạ đều ngắn hơn rất nhiều so với đồng vị mẹ và cũng rất ngắn so với thời gian tồn tại của Trái Đất nên về lý thuyết, có thể xảy ra cân bằng thế kỷ giữa các đồng vị thành viên trong họ Khi đó hoạt độ phóng xạ Ai của bất cứ thành viên i nào cũng đều như nhau và bằng hoạt độ phóng xạ của đồng vị mẹ Ainhư công thức (1.1)

Ai = λiNi = λ1N1 = A1 (1.1) trong đó λi và Ni là hằng số phân rã và số hạt nhân của thành viên thứ i Tuy nhiên, trên thực tế giữa các thành viên trong chuỗi có thể mất cân bằng thế kỷ khi một thành viên nào đó bị tách ra khỏi chuỗi phóng xạ, hoặc được bổ sung từ môi trường bên ngoài vào chuỗi do các quá trình địa hóa Hiện tượng đứt gãy chuỗi này có hai nguyên nhân chính liên quan đến các đặc điểm nguyên tố và đồng vị của các thành viên trong chuỗi

Do thuộc những nguyên tố khác nhau, những thành viên trong chuỗi có thể có tính chất khác nhau trong môi trường Thí dụ uranium có độ linh động trong nước cao hơn rất nhiều so với những nguyên tố con - cháu của nó như 230

Th hoặc 226Ra Vì thế 230Th có hàm lượng rất thấp trong nước ngầm 226

Ra

dễ hòa tan trong môi trường nước có hàm lượng ion Cl- cao, nhưng rất khó

6

hòa tan trong nước có nhiều ion sulphate Ngoài ra, 226

Ra, 230Th và 238U trong nước ngầm được các khoáng vật hấp phụ với mức độ khác nhau cũng gây ra mất cân bằng phóng xạ Radon là khí trơ nên rất dễ thoát ra khỏi đất đá Sau khi thoát vào không khí, các “con cháu” của Radon gắn kết vào bụi khí và theo đường hô hấp xâm nhập vào cơ thể và trở thành nguồn chiếu trong chủ yếu đối với con người

Hai đồng vị cùng nguyên tố cũng có thể mất cân bằng phóng xạ như trường hợp cặp 234

U - 238U Khi hạt nhân 238U phân rã alpha, hạt nhân giật lùi 234

U có động năng đủ lớn để có thể thoát ra ngoài tinh thể Kết quả là 234U giàu hơn trong nước ngầm và nghèo đi trong khoáng vật so với 238

U Hạt nhân giật lùi trong phân rã alpha cũng có thể tạo nên những đường vết sai hỏng trong tinh thể, qua đó các nguyên tử dễ bị chiết ra nước ngầm làm mất cân bằng phóng xạ

1.2 Phóng xạ do tia vũ trụ (2, 3)

Bức xạ ion hóa có nguồn gốc từ vũ trụ có thể chia ra làm ba loại gồm: tia vũ trụ sơ cấp, tia vũ trụ thứ cấp và tia phát ra từ chất phóng xạ được hình thành do các tia vũ trụ phản ứng với vật chất trong khí quyển Tia vũ trụ sơ cấp lại có hai loại, tia có nguồn gốc thiên hà và tia xuất phát từ Mặt Trời

Cường độ tia vũ trụ có nguồn gốc thiên hà đến Trái Đất không biến đổi theo thời gian và đẳng hướng Thành phần chính của chúng là proton năng lượng cao đến 30 GeV, chiếm đến 85%, sau đó (10%) là hạt nhân của những nguyên tố nhẹ như He, Li, Be, C , số còn lại là electron, photon, neutrino Chúng là sản phẩm của phản ứng hạt nhân xảy ra trong quá trình bùng nổ và hình thành các thiên thể thuộc hệ thiên hà Neutron có thể sinh ra đâu đó trong

vũ trụ do phản ứng tổng hợp hạt nhân nhưng không kịp đến trái đất trước khi

bị phân rã β- biến thành proton với chu kỳ bán rã khoảng 15 phút Trong khi

7

đó, tia sơ cấp xuất phát từ Mặt Trời biến đổi theo thời gian phụ thuộc vào chu

kỳ hoạt động 11 năm của Mặt Trời

Khi đi vào khí quyển, tia vũ trụ sơ cấp có năng lượng lớn sẽ gây ra phản ứng hạt nhân với các nguyên tử và phân tử trong không khí tạo nên những bức xạ ion hóa trong khí quyển bao gồm photon, electron, neutron, proton, pion, muon , chúng được gọi là các tia vũ trụ thứ cấp

Như một nam châm khổng lồ, từ trường của Trái Đất đã uốn quỹ đạo các hạt tích điện trong tia vũ trụ làm cho chúng bật trở lại hoặc lượn vòng quanh trước khi đâm vào khí quyển Theo đường sức của từ trường các hạt tích điện hướng vào xích đạo sẽ có xu hướng lượn về hai cực làm cho cường

độ tia vũ trụ tăng theo vĩ độ, ở những vĩ độ trung bình của Bắc bán cầu phơi nhiễm do tia vũ trụ cao hơn ở vùng xích đạo đến 30 - 40%

Không khí trong khí quyển hấp thụ và giảm tốc các tia vũ trụ năng lượng cao rất hiệu quả, nhờ đó đã giảm thiểu đáng kể tác hại đối với con người sống trên mặt đất Càng lên cao phơi nhiễm do tia vũ trụ càng lớn do bề dày của lớp không khí che chắn càng giảm Trên đỉnh Everest cao 8 850 m so với mặt biển, phơi nhiễm do tia vũ trụ tăng lên 20 lần so với độ cao ngang mặt nước biển

1.3 Phơi nhiễm do phóng xạ tự nhiên (2, 3)

Con người bị phơi nhiễm do các tia phóng xạ từ những nhân phóng xạ trong tự nhiên hoặc có nguồn gốc nhân tạo Nói chung đối với dân chúng trên toàn cầu, phơi nhiễm do phóng xạ tự nhiên đóng góp phần chủ yếu Phơi nhiễm do phóng xạ tự nhiên lại gồm có hai thành phần, do chiếu ngoài và do chiếu trong

8

1.3.1 Phơi nhiễm do chiếu ngoài từ phóng xạ tự nhiên trong đất đá (2, 3)

Các bức xạ ion hóa từ những nhân phóng xạ trong lớp đất bề mặt tạo nên phông phóng xạ trên mặt đất và đóng góp chính vào liều chiếu ngoài Trong ba loại bức xạ alpha, beta, gamma, bức xạ gamma đóng góp lớn nhất vào phông phóng xạ trên mặt đất do có khả năng xuyên qua lớp đất bề mặt mạnh hơn hai loại bức xạ kia Tuy nhiên, ngay đến bức xạ gamma phát xuất

từ những nhân phóng xạ nằm ở lớp đất sâu hơn 30 cm cũng không đóng góp vào trường phóng xạ trên mặt đất Tia beta xuyên sâu kém hơn nên chỉ những nhân ở lớp đất rất mỏng trên bề mặt mới có tác dụng chiếu xạ ít nhiều Tia alpha từ các nhân phóng xạ trong đất đá hầu như không đóng góp gì vào phông phóng xạ trên mặt đất, chúng chỉ gây tác dụng khi thâm nhập vào cơ thể qua con đường hô hấp và tiêu hóa

Trên phạm vi toàn cầu, đóng góp của phông phóng xạ vào liều chiếu ngoài gồm có 35% từ 40

K, 25% từ những nuclit phát tia γ trong họ 238U (chủ yếu là hai đồng vị 214Pb và 214Bi) và 40% từ những nuclit phát tia γ trong họ 232

Th (chủ yếu là 208Tl và 228

Ac)(2,3) Bức xạ gamma của những đồng vị vừa kể trên đều thấy rõ trong các mẫu đất phân tích bằng phổ kế gamma dùng detector Ge siêu tinh khiết

Tại một địa điểm cụ thể nào đó phông phóng xạ phụ thuộc vào hàm lượng các nhân phóng xạ có trong đất đá xung quanh, mà hàm lượng này thay đổi khá mạnh từ vùng này sang vùng khác Thí dụ ở Việt Nam, hai tỉnh Tuyên Quang và Yên Bái có hàm lượng radium cao gấp ba lần mức trung bình (42,77 Bq/kg), trong khi đó vùng đất xám miền Đông Nam Bộ như Bình Phước, Tây Ninh lại rất nghèo phóng xạ, đặc biệt là 40K (và cả tổng kali) với hàm lượng vài chục lần thấp hơn mức trung bình (411,93 Bq/kg) Cát đen dọc theo ven biển miền Trung chứa khoáng monazite, nên hoạt độ phóng xạ riêng

Bảng 1 1: Thành phần phông phóng xạ tự nhiên và liều hiệu dụng trung bình năm lên cơ thể sống từ các thành phần phóng xạ tự nhiên trên thế giới

Thành phần phông phóng xạ tự

nhiên

Liều hiệu dụng trung bình hàng năm trên thế giới (mSv/năm)

Khoảng biến thiên (mSv/năm)

Tia phóng xạ từ đất (chiếu ngoài) 0,5 0,3 – 0,6

Nhân phóng xạ tự nhiên thâm

Tổng cộng chiếu ngoài và chiếu

1.3.2 Phơi nhiễm do chiếu ngoài từ tia vũ trụ (2, 3)

Trên toàn cầu liều hiệu dụng trung bình do tia vũ trụ vào khoảng 0,4 mSv/năm (bảng 1.1) Tuy nhiên liều hiệu dụng tăng lên theo độ cao, cụ thể ở

độ cao 15 km có thể lên đến 20 mSv/năm ở vùng xích đạo và từ 50 đến 120 mSv/năm ở hai cực tùy theo hoạt động Mặt Trời

1.3.3 Phơi nhiễm do chiếu trong từ các nguồn phóng xạ tự nhiên (2, 3)

Các nhân phóng xạ tự nhiên thâm nhập vào cơ thể theo thức ăn, nước uống và đường hô hấp Riêng với 40K, đồng vị này còn tồn tại trong các mô

10

như một thành phần đồng vị của kali với hàm lượng trong cơ thể thay đổi từ 1 đến 2,5 g/kg thể trọng, tập trung chủ yếu ở các mô cơ bắp Quy ra hoạt độ phóng xạ, người nặng 70 kg có thể xem như một nguồn phóng xạ hoạt độ

4000 Bq 40K còn thâm nhập vào cơ thể qua thửc ăn Hàm lượng 40K trong thực phẩm nằm trong khoảng từ 20 đến 600 Bq.kg-1

Nói chung, liều hiệu dụng trung bình do chiếu trong từ các nhân phóng

xạ có trong đất như 238U, 226Ra, 232Th và 40K là 0,3 mSv/năm (bảng 1.1)

Trong số các nhân phóng xạ tự nhiên, 222Rn đóng góp nhiều nhất vào liều chiếu trong Liều hiệu dụng chiếu trong trung bình do hít thở các “con cháu” 222Rn là 1,2 mSv/năm gấp bốn lần phần đóng góp do tất cả các nhân phóng xạ khác cộng lại (0,3 mSv/năm) (bảng 1.1) 222

Rn phân rã α với chu kỳ bán phân rã 3,82 ngày, nhưng vì radon là khí trơ nên bản thân radon lại theo hơi thở ra ngoài và chỉ gây ra rất ít hậu quả cho cơ thể Gây ra liều chiếu trong chủ yếu là do các con cháu của nó, những đồng vị phát bức xạ gamma với chu

kỳ bán rã ngắn hơn 30 phút như 214Bi, 214Pb Khi radon thoát vào môi trường không khí, radon phân rã thành các sản phẩm sống ngắn gắn kết với sol khí có kích thước micron, từ đó xâm nhập sâu vào phổi theo đường hô hấp và gây ra liều chiếu trong Hàm lượng 222Rn và con cháu trong không khí về mùa hè cao hơn mùa đông, ban đêm cao hơn ban ngày

1.4 Một số đại lượng đo liều trong an toàn bức xạ (4)

là Roentgen (ký hiệu là R), 1 R = 2,58 ×10-4

C/kg Suất liều chiếu

dm

E d

Đơn vị suất liều hấp thụ trong hệ SI là Gy/s Đơn vị khác là rad/s hay rad/h

1.4.3 Liều tương đương (4)

Liều hấp thụ tương đương hay liều tương đương H là đại lượng để đánh giá mức độ nguy hiểm của các loại bức xạ, bằng tích của liều hấp thụ D với

12

hệ số chất lượng QF (Quality Factor) hay trọng số bức xạ WR đối với các loại bức xạ Trọng số bức xạ WR được đưa trong bảng 1.2

H = D ×WR (1.4) Đơn vị liều tương đương trong hệ SI là Sievert (ký hiệu là Sv) Ta có:

1 Sv = 1 Gy × WR Suất liều tương đương

dH Đơn vị suất liều tương đương trong hệ SI là Sv/s Đơn vị khác

là Sv/h, rem/s hay rem/h Các đơn vị thường dùng trong thực tế µSv/h và mrem/h với 1 mrem/h =10µSv/h

Phông bức xạ tự nhiên: Là giá trị liều tương đương bức xạ do các bức

xạ vũ trụ và bức xạ của các nhân phóng xạ phân bố một cách tự nhiên trong các lớp đất đá bề mật trái đất, trong khí quyển, thức ăn, nước uống và trong cơ thể con người tạo ra

Bảng 1 2: Trọng số bức xạ WR đối với một số loại bức xạ

13

1.4.4 Liều hiệu dụng (4)

Khi định nghĩa liều tương đương chúng ta đã coi tất cả các mô sinh học hay cơ quan trong cơ thể có cùng một độ nhạy cảm bức xạ Trên thực tế các

mô và cơ qua có độ nhạy cảm khác nhau, thể hiện bởi đại lượng gọi là trọng

số mô WT (Tisue Weighting Factor) bảng 1.3 là trọng số mô đối với các bộ phận chính trong cơ thể và khi một bức xạ có năng lượng nào đó với trọng số bức xạ WR, gọi là bức xạ loại R, chiếu vào mô T thì liều hấp thụ tương đương đối với mô này là:

HT = 

R

WR DT,R (1.5) Trong đó: DT,R là liều hấp thụ do bức xạ R chiếu vào mô (T)

Bảng 1 3: Trọng số mô đối với các bộ phận chính trong cơ thể

Tên cơ quan Trọng số mô W T

Định nghĩa liều hiệu dụng: khi bức xạ loại R chiếu vào một số mô

trong cơ thể thì liều hiệu dụng (kí hiệu là E), là tổng các tích số liều tương đương đối với từng loại mô với trọng số mô tương ứng

Đơn vị đo liều hiệu dụng trong hệ SI: đơn vị đo liều hiệu dụng trong hệ

SI cũng là Sievert (kí hiệu Sv) như đối với liều tương đương

1.5 Tương tác của bức xạ gamma với vật chất (5, 6)

Giống như các hạt trung hoà về điện, các tia gamma không gây ra sự ion hoá trực tiếp Việc ghi nhận chúng chỉ khả dĩ nếu chúng tạo thành trong detector các hạt tích điện thứ cấp Khi đi qua vật chất, các tia γ bị suy giảm theo định luật hàm số mũ (hình 1.2)

Hình 1 2: Sự suy giảm của chùm gamma khi đi qua vật chất

0

x e

I I  (1.7) trong đó I0 là cường độ γ trong chùm ban đầu, I là cường độ γ đi qua lớp vật chất chiều dày x; µ là hệ số suy giảm tuyến tính, đo bằng đơn vị cm-1 Đối với các photon năng lượng 1 MeV, chiều dày lớp chì suy giảm một nửa hay chiều dầy lớp chì cần thiết để hãm một nửa các phôtôn bằng 0,95 cm Đối

hoặc đơn vị bam

Sự suy giảm chùm các tia γ khi chúng đi qua vật chất được xác định bằng tất cả các loại tương tác của chúng với vật chất này Đó là hiệu ứng quang điện, tán xạ Compton, hiệu ứng tạo cặp và hiệu ứng tương tác với các hạt nhân Hiệu ứng cuối cùng chỉ tương tác với xác suất rất nhỏ, do đó với mục đích ghi nhận các bức xạ γ, chúng ta chỉ khảo sát ba hiệu ứng đầu

Đối với hệ số suy giảm toàn phần, có thể viết biểu thức (1.9) sau:

trong đó τ là hộ số hấp thụ quang diện; σk là hộ số tán xạ Compton; π là

hệ số hấp thụ do quá trình tạo cặp

1.5.1 Hiệu ứng quang diện (5, 6)

Hiệu ứng quang điện là hiệu ứng tương tác của lượng tử γ với electron nguyên tử, trong đó năng lượng hv0 của lượng tử γ bị tiêu hao để thắng sự liên kết của electron trong nguyên tử và truyền cho nó một động năng, nghĩa là:

hv0=Elk+Ek (1.10) Trong biểu thức (1.10) trên Elk là năng lượng liên kết của electron trong nguyên tử; Ek là động năng của quang điện tử Sơ đổ mô tả hiệu ứng quang điện được giới thiệu trên hình 1.3 Trong hiệu ứng quang điện, khi một

16

electron quang điện bị bứt ra ngoài, nó sẽ tạo ra một lỗ trống tại lớp vỏ mà nó bứt ra Lỗ trống này sẽ nhanh chóng được lấp đầy bởi những elcctron tự do trong môi trường vật chất hoặc sự dịch chuyến của các elcctron ở những lớp ngoài của nguyên tử Kèm với sự dịch chuyến của electron giữa hai lớp trong nguyên tử là việc phát ra tia X đặc trưng hay còn gọi là tia X huỳnh quang Tia X đặc trung này sẽ bị hấp thụ bởi những nguyên tử khác trong vật chất thông qua hiệu ứng quang điện ở các lóp vỏ có liên kết yếu với nguyên tử, tuy nhiên sự góp mặt của nó vẫn có thể ảnh hưởng đến hàm đáp ứng của detector Ngoài ra, trong một số trường hợp, tia X đặc trưng được hấp thụ bởi electron

ở những lớp ngoài của chính nguyên tử đó Kết quá là electron này sẽ bị bật ra khỏi nguyên tử và được gọi là electron Auger Hai quá trình phát tia X đặc trưng và phát electron Auger cạnh tranh lẫn nhau

Hình 1 3: Hiệu ứng quang điện Hiệu ứng quang điện không thể xảy ra trên electron tự do vì để thoả mãn định luật bảo toàn xung lượng thì ngoài lượng tử γ và electron ra còn cần thiết phải có mặt một hạt thứ ba Hạt đó là hạt nhân nguyên tử Electron liên kết với hạt nhân càng mạnh thì xác suất hiệu ứng quang điện trên nó càng lớn, nếu năng lượng của lượng tử γ lớn hơn năng lượng liên kết của electron Đó là

17

đặc điểm của hiệu ứng quang điện Nó giải thích vì sao tiết diện hiệu ứng quang điện đối với các electron vỏ K luôn luôn lớn hơn so với tiết diện hiệu ứng này đối với các electron ở những vỏ cao hơn Nó cũng giải thích vì sao tiết diện hấp thụ quang điện các tia γ tăng nhanh theo sự tăng nguyên tử số của chất hấp thụ

1.5.2 Hiệu ứng Compton (5, 6)

Theo sự tăng năng lƣợng của các tia gamma thì tiết diện của hiệu ứng quang điện giảm và quá trình chủ yếu làm suy giảm chùm lƣợng tử gamma trở thành quá trình tán xạ Compton Hiệu ứng Compton là hiệu ứng tán xạ của lƣợng tử gamma trên electron tự do Một phần năng lƣợng của lƣợng tử gamma đƣợc truyền cho electron giật lùi Trong vùng năng lƣợng, nơi phần chủ yếu của hệ số suy giảm µ đƣợc gây ra bời quá trình này, đó là vùng giữa

0,5 và 5MeV đối với chì và giữa 0,05 và 15MeV đối vói nhôm, năng lƣợng

của bức xạ tới trở nên lớn hơn so với năng lƣợng liên kết của electron trong nguyên tử Hệ số tán xạ Compton σk tỷ lệ với nguyên tử số Z

Hình 1 4: Tán xạ Compton Nhƣ vậy có thể mô tả tán xạ của lƣợng tử γ trên electron năng lƣợng đủ lớn nhƣ một quá trình va chạm của hai hạt Sơ đó quá trình tán xạ Compton đƣợc biểu diễn trên hình 1.4 Lƣợng tử γ tới với năng lƣợng hv0 bị tán xạ trên

18

electron tại điểm A Lượng tử γ bị tán xạ với năng lượng hv bay ra dưới góc tán xạ θ so với phương chuyển động ban đầu của lượng tử tới, còn electron giật lùi thì bay ra dưới góc giật lùi υ và năng lượng T Từ các định luật bảo toàn năng lượng và xung lượng suy ra rằng, với hv0 cho trước thì giữa các góc

θ và υ có mối liên hệ đơn trị, còn năng lượng của lượng tử bị tán xạ E‟γ= hv

và năng lượng của electron giạt lùi T thì hoàn toàn được xác định bằng các đại lượng θ, υ, hv0 đã cho Ta có những biểu thức chủ yếu sau:

Đối với năng lượng của lượng tử γ bị tán xạ:

0 2 0

1

1 cos

hv hv

cos 1

0 2 0

2 1

hv hv

0 0

và T* tương ứng (hình 1.5) Nãng lượng toàn phần của cặp bằng năng lượng hv0 của lượng tử γ tới, còn động năng Ek của nó thì bằng:

Ek = hv0 – 2m0c2 (1.16) Năng lượng cực tiểu của lượng tử γ cần thiết để thực hiện quá trình tạo cặp bằng 1,022 MeV

Hình 1 5: Hiệu ứng tạo cặp

Để thoả mãn các định luật bảo toàn năng lượng và xung lượng thì quá trình tạo cặp phải diễn ra trong sự có mặt của một hạt thứ ba là hạt nhân hay điện tử Trong trường hợp này, xung lượng của lượng tử γ được phân bố giữa

20

các hạt của cặp và hạt thứ ba Tiết diện tạo cặp trong trường Coulomb tỷ lệ với bình phương nguyên tử số Z2 của vật chất và tăng lên theo sự tăng năng lượng của các tia γ

Hình 1.6 thì giới thiệu vùng năng lượng mà một trong ba hiệu ứng quang điện, Compton hay tạo cặp đóng vai trò quan trọng, phụ thuộc vào điện tích z của chất hấp thụ

Hình 1 6: Độ quan trọng tương đối của ba hiệu ứng phụ thuộc vào năng

lượng và điện tích z của chất hấp thụ

21

CHƯƠNG 2: ĐỐI TƯỢNG VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU 2.1 Đối tượng và phạm vi nghiên cứu

2.1.1 Đối tượng nghiên cứu

Đối tượng nghiên cứu là các nhân phóng xạ trong đất, đá và suất liều gamma ở độ cao 1 mét so với mặt đất

2.1.2 Phạm vi nghiên cứu

Khu vực nghiên cứu là nghiên cứu được thực hiện tại các huyện trên địa bàn thành phố Hà Nội được mở rộng (bao gồm tỉnh Hà Tây cũ, và huyện

Mê Linh của tỉnh Vĩnh Phúc)

Phạm vi nghiên cứu là hoạt độ của các nhân phóng xạ trong đất và suất liều gamma môi trường

2.2 Mục đích nghiên cứu

Nghiên cứu việc sử dụng phổ kế gamma hiện trường sử dụng detector

NaI(Tl) hình trụ kích thước 3”Φ×3” để xác định các nhân phóng xạ trong môi

trường đất tại thực địa và đánh giá liều chiếu đối với con người do các nhân phóng xạ gây ra và khả năng ảnh hưởng của chúng

2.3 Phương pháp nghiên cứu

Phương pháp nghiên cứu là sử dụng phổ kế gamma hiện trường để xác định hoạt độ của các nhân phóng xạ tự nhiên trong đất và suất liều gamma ở

độ cao 1 mét so với mặt đất Kết quả của phương pháp phổ kế gamma hiện trường sẽ được so sánh với phương pháp lấy mẫu và phân tích trong phòng thí nghiệm Phương pháp nghiên cứu được thể hiện tổng quát trên hình 2.1

22

Hình 2 1: Sơ đồ phương pháp nghiên cứu

2.4 Phương pháp đo gamma hiện trường

Hiện nay trên thế giới đã phát triển nhiều phương pháp đo gamma môi trường khác nhau, nhưng có hai phương pháp được dùng phổ biến, thứ nhất là phương pháp diện tích đỉnh được phát triển bởi Beck và các đồng nghiệp thuộc phòng thí nghiệm đo môi trường Bộ Năng lượng Hoa Kỳ (EML), phương pháp thứ hai là phương pháp hàm G(E) được phát triển bởi Moriuchi

và Miyanaga thuộc Viện Nghiên cứu Năng lượng Nguyên tử Nhật bản (JAERI)

2.4.1 Thiết bị sử dụng

a) Hệ phổ kế gamma hiện trường

Trong nghiên cứu này chúng tôi sử dụng phổ kế gamma hiện trường

với detector nhấp nháy NaI(Tl) hình trụ kích thước 3”Φ×3”, độ phân giải

năng lượng 8% ở đỉnh 662 KeV của 137

Cs để xác định hoạt độ của các đồng vị

23

phóng xạ tại 42 vị trí ngoài thực địa Phổ kế gồm: Bộ phân tích đa kênh xách tay DART của hãng ORTEC và máy tính xách tay đã được cài đặt phần mềm ghi nhận phổ ORTEC MASTRO 32

Detetor được đặt trên giá đỡ 3 chân, đầu đo hướng xuống dưới và cách mặt đất 1 m Detector được kết nối với bộ phân tích đa kênh DART thông qua cáp nối dài 10 m (hình 2.2) Mỗi phép đo được tiến hành trong khoảng thời gian 30 phút Vị trí đo được chọn là bãi đất bằng phẳng có bán kính ít nhất là

10 m tính từ vị trí đặt detector và không bị che chắn bởi các công trình xây dựng hoặc các tòa nhà, đất ổn định không bị xáo trộn(7, 8, 9) Các phép đo được

thực hiện ít nhất 24 giờ sau mưa để tránh sự ảnh hưởng của Radon và con cháu của Radon(11) Hình 2.3 thể hiện phổ gamma hiện trường tiêu biểu

Hình 2 2: Hệ phổ kế gamma hiện trường

24

Hình 2 3: Phổ gamma hiện trường

b) Thiết bị đo liều sách tay TCS-171

Máy đo liều sách tay TCS-171 (hình 2.4) do hãng ALOKA – Nhật Bản sản xuất sử dụng đầu đo là detector nhấp nháy NaI(Tl) hình trụ có kích thước

1”Φ×1” Máy đo liều sách tay TCS-171 dùng cho đo suất liều gamma với

khoảng đo từ mức phông môi trường đến 30 µGy/h hoặc 30 µSv/h với sai số

± 15 %, năng lượng tia gamma từ 50 KeV đến 3 MeV

Hình 2 4: Máy đo liều sách tay TCS-171

25

2.4.2 Phương pháp hàm G(E)

Viện Nghiên cứu Năng lượng Nguyên tử Nhật bản (JAERI), sử dụng phương pháp được gọi là „phương pháp hàm G(E)‟ đánh giá chính xác suất liều gamma bằng việc áp dụng hàm chuyển đổi phổ - liều G(E) từ chiều cao xung phổ cho thông tin về năng lượng tia gamma Trong những năm gần đây một số dụng cụ đo suất liều thiên về loại này đang được sử dụng quan trắc phóng xạ môi trường xung quanh cơ sở hạt nhân tại Nhật Bản(16)

Phương pháp hàm G(E) được phát triển bởi Moriuchi và Miyanaga năm

1966 Công thức chuyển đổi từ phổ thành liều được biểu diện bằng phương trình 2.1 dưới đây

ở đây:

D: suất liều, nGy/h

E: năng lượng tia gamma

Emin: năng lương thấp nhất, 30-50 keV

Emax: năng lượng cao nhất, 3 MeV

N(E): Số đếm, cpm

G(E): hệ số chuyển đổi từ phổ thành liều

Phương trình 2.1 cho suất liều do các tia gamma từ 0 đến 3 MeV Phương pháp này được áp dụng cho bất kỳ một detector nào mà độ cao xung của nó tương ứng với một năng lượng photon

Trong trường hợp của detector nhấp nháy NaI(Tl), chỉ có hình dạng và kích thước của tinh thể và vỏ bọc của nó là yếu tố quan trọng cho phản ứng của nó và hàm G(E) Vì vậy, một hàm G(E) cho đầu dò NaI(Tl) được tính

26

toán, nó được áp dụng cho bất kỳ một đầu dò NaI(Tl) cùng loại Hình 2.5 bên

dưới thể hiện hàm G(E) cho NaI(Tl) kích thước 3”Φ×3”(13, 14)

Hình 2 5: Hàm G(E) của detector NaI(Tl) kích thước 3”Φ×3”

Phương pháp này cũng được áp dụng cho các đầu dò HPGe Kết hợp với độ phân giải tốt của một đầu dò HPGe, nó có thể cung cấp nhiều thông tin hữu ích về một trường bức xạ môi trường Tuy nhiên, các phản ứng tiêu biểu của đầu dò HPGe là hoàn toàn thay đổi Vì vậy, hàm G(E) cho đầu dò HPGe cũng sẽ khác biệt

Trong luận văn phương pháp hàm G(E) áp dụng detector nhấp nháy

NaI(Tl) hình trụ kích thước 3”Φ×3” Vì detector nhấp nháy có hình dạng và

kích thước theo chuẩn nhất định nên hàm G(E) có thể áp dụng cho bất kỳ detector cùng loại

Hàm G(E) có thể được xác định thông qua công thức 2.2 sau:

0 0.005 0.01 0.015 0.02 0.025 0.03

27

G(E) =

1 max

1

log ).

Trong đó:

Kmax: số bậc của đa thức

A(K): Hệ số sẽ được xác định theo K

E: Năng lượng với đơn vị là keV

M: là số nguyên sẽ được xác định theo loại detector

Với tinh thể NaI(Tl) hình trụ có kích thước 3”Φ×3” (~ 7,5 Φ cm x 7,5

cm) thì G(E) được xác định là:

3 1 16

10 1

28

2.4.3 Phương pháp diện tích đỉnh

Hoạt độ và suất liều của các đồng vị phóng xạ được tính toán từ điện tích của các đỉnh phổ gamma tương ứng ghi nhận được Theo Beck và các cộng sự(7, 8) mối liên hệ giữa diện tích đỉnh phổ, hoạt độ và suất liều được biểu diễn theo phương trình 1 và 2

Tốc độ đếm quang đỉnh trên 1 đơn vị hoạt độ:

0 0

2.5 Phương pháp đo gamma trong phòng thí nghiệm

2.5.1 Hệ phổ kế gamma phông thấp HPGe

Cùng với việc đo phổ gamma hiện trường, các mẫu đất tại vị trí đã đo cũng được thu thập để phân tích trong phòng thí nghiệm Mẫu đất được lấy ở

độ sâu từ 0 đến 10 cm bằng dụng cụ lấy mẫu có đường kính bên trong là 5,5

cm ở ba vị trí với bán kính 5 m từ vị trí đo phổ gamma(12) Mẫu đất được loại

bỏ cỏ, xấy đến khô ở 1050C và rây (lỗ trên rây có đường kính 1 mm) để loại

bỏ sỏi và đá Mẫu đất sau khi xử lý được đóng kín trong hộp đo bằng nhựa, bảo quản ở nhiệt độ phòng 40 ngày trước khi đo(12) Hoạt độ của 238U, 232Th và 40

K trong các mẫu đất được phân tích trên phổ gamma phông thấp sử dụng detector HPGe của hãng ORTEC có độ phân giải năng lượng là 2,0 keV ở năng lượng 1332 keV gamma từ 60Co và hiệu suất ghi tương đối là 35% Hệ detector và buồng chì thể hiện ở hình 2.6

Hình 2 6: Hệ detector HPGe và buồng chì

30

2.5.2 Tính suất liều từ hoạt độ của mẫu đất

Theo ICRU 1994(9) và UNSCEAR 2000(17) suất liều bức xạ gamma trong không khí ở độ cao 1m so với mặt đất sẽ được tính từ hoạt độ của các đồng vị phóng xạ 40

K, 238U, 232Th thông qua phương trình 2.6

D = 0,0417 AK + 0,462 AU + 0,604 ATh (2.6) Trong đó:

D: Suất liều hấp thụ của bức xạ gamma trong không khí, nGy/h,

AK: Hoạt độ phóng xạ của 40K, Bq/kg,

AU: Hoạt độ phóng xạ của 238U, Bq/kg,

ATh: Hoạt độ phóng xạ của 232Th, Bq/kg