Luận án tiến sĩ: Nghiên cứu xây dựng cơ sở dữ liệu và mô hình đánh giá liều chiếu xạ tại một số khu vực mỏ đất hiếm và sa khoáng

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM
-----------------------------

NGUYỄN VĂN DŨNG

NGHIÊN CỨU XÂY DỰNG CƠ SỞ DỮ LIỆU VÀ
MƠ HÌNH ĐÁNH GIÁ LIỀU CHIẾU XẠ TẠI MỘT SỐ
KHU VỰC MỎ ĐẤT HIẾM VÀ MỎ SA KHOÁNG

LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ

Hà Nội – 2022


BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM
-----------------------------

NGUYỄN VĂN DŨNG

NGHIÊN CỨU XÂY DỰNG CƠ SỞ DỮ LIỆU VÀ
MƠ HÌNH ĐÁNH GIÁ LIỀU CHIẾU XẠ TẠI MỘT SỐ
KHU VỰC MỎ ĐẤT HIẾM VÀ MỎ SA KHOÁNG

LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ
Chuyên ngành:

Vật lý hạt nhân và nguyên tử

Mã số:

9.44.01.06

Người hướng dẫn khoa học:
1. TS. Nguyễn Hào Quang
2. TS. Đào Đình Thuần

Hà Nội - 2022


LỜI CAM ĐOAN
Tơi xin cam đoan đây là cơng trình nghiên cứu của tôi với sự hướng dẫn
khoa học của TS. Nguyễn Hào Quang và TS. Đào Đình Thuần. Các số liệu, kết
quả được nêu trong luận án là trung thực và đã được sự đồng ý của đồng tác giả
trong các cơng trình khoa học đã cơng bố. Luận án khơng có sự sao chép, sử
dụng bất hợp pháp kết quả, số liệu từ bất kỳ tài liệu hoặc cơng trình khoa học
của các tác giả khác.
Tơi xin hồn tồn chịu trách nhiệm về các nội dung trình bày trong luận
án này.
Tác giả luận án

NCS. Nguyễn Văn Dũng

i

LỜI CẢM ƠN
Để hồn thành được chương trình tiến sĩ và viết luận án, tôi đã nhận được
sự quan tâm, giúp đỡ tận tình của các tổ chức, cá nhân.
Lời đầu tiên, tơi xin bày tỏ lịng biết ơn sâu sắc tới hai thầy hướng dẫn là
TS. Nguyễn Hào Quang và TS. Đào Đình Thuần đã tận tình hướng dẫn truyền
đạt những kiến thức, kinh nghiệm quý báu trong chuyên môn, động viên và tạo
mọi điều kiện thuận lợi cho tác giả trong suốt quá trình học tập, nghiên cứu và
hoàn thiện bản luận án.
Tác giả xin gửi lời cảm ơn các thầy cô, các cán bộ tham gia giảng dạy và
công tác tại Trung tâm Đào tạo hạt nhân - Viện Năng lượng nguyên tử Việt
Nam đã tận tình giảng dạy, giúp đỡ và hỗ trợ mọi thủ tục cần thiết cho tác giả
trong quá trình học tập, nghiên cứu sinh và thực hiện luận án.
Tác giả xin chân thành cảm ơn ban lãnh đạo, các nhà khoa học thuộc Viện
Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân, Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam, Liên
đoàn Địa chất Xạ - Hiếm, Trường Đại học Mỏ - Địa chất, Trường Đại học
Khoa học tự nhiên Hà Nội đã giúp đỡ và góp ý những kiến thức chun mơn
q báu cho tác giả trong suốt thời gian học tập và thực hiện luận án.
Tác giả trân trọng cảm ơn Ban Giám hiệu Trường Đại học Mỏ - Địa chất,
Ban chủ nhiệm Khoa Môi trường, Ban chủ nhiệm Bộ môn Môi trường cơ sở và
các đồng nghiệp đã động viên, giúp đỡ, tạo mọi điều kiện thuận lợi cho tác giả
trong suốt thời gian học tập, công tác và thực hiện luận án.
Cuối cùng, tác giả xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc tới gia đình, bạn hữu,
người thân đã ln động viên, giúp đỡ, tạo điều kiện thuận lợi nhất cho tác giả
trong học tập, nghiên cứu và công tác, tuy cịn nhiều khó khăn, thách thức,
nhưng cũng đã gặt hái được những thành quả nhất định.
Bản luận án không tránh khỏi cịn nhiều khiếm khuyết, thiếu sót, tác giả
mong muốn nhận được những ý kiến đóng góp của các thầy cô, nhà khoa học,
đồng nghiệp và những người quan tâm, để tác giả tiếp tục hoàn thiện bản luận

án.
Hà Nội, ngày tháng năm 2022
Nghiên cứu sinh

Nguyễn Văn Dũng

ii


MỤC LỤC
DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CHỮ VIẾT TẮT ............................................ vi
DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU ................................................................... vii
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ ......................................................................... ix
MỞ ĐẦU ........................................................................................................... 1
CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN PHÓNG XẠ MƠI TRƯỜNG VÀ TÌNH HÌNH
KHAI THÁC, CHẾ BIẾN KHỐNG SẢN TẠI CÁC MỎ ĐẤT HIẾM VÀ
SA KHOÁNG ................................................................................................... 5
1.1. Một số khái niệm về phóng xạ................................................................ 5
1.2. Quy luật phân rã phóng xạ ...................................................................... 6
1.3. Một số đại lượng và đơn vị đo sử dụng trong an toàn bức xạ ................ 7
1.3.1. Liều chiếu ...................................................................................... 8
1.3.2. Liều hấp thụ và suất liều hấp thụ.................................................. 8
1.3.3. Liều tương đương và suất liều tương đương ................................ 9
1.3.4. Liều hiệu dụng và suất liều hiệu dụng .......................................... 9
1.4. Các nhân phóng xạ tự nhiên trên bề mặt Trái Đất ................................ 11
1.4.1. Các nhân phóng xạ thuộc chuỗi phóng xạ ................................. 11
1.4.2. Các nhân phóng xạ ngun thủy khơng thuộc chuỗi phóng xạ .. 13
1.4.3. Các nhân phóng xạ tự nhiên có nguồn gốc từ vũ trụ ................. 14
1.5. Phơng phóng xạ tự nhiên ...................................................................... 15
1.5.1. Hiện trạng phóng xạ mơi trường trên thế giới ........................... 16

1.5.2. Nền phơng phóng xạ mơi trường tự nhiên ở Việt Nam............... 20
1.6. Tình hình thăm dị, khai thác và chế biến quặng đất hiếm và sa khoáng
...................................................................................................................... 22
1.6.1. Trên thế giới ................................................................................ 22
1.6.2. Tại Việt Nam ............................................................................... 23
1.6.3. Đặc điểm địa lý tự nhiên, địa chất – khoáng sản khu mỏ đất hiếm
Mường Hum .......................................................................................... 26
1.6.4. Đặc điểm địa lý tự nhiên, địa chất - khoáng sản mỏ sa khoáng
monazite Bản Gié .................................................................................. 30
1.7. Những vấn đề tồn tại trong nghiên cứu phóng xạ mơi trường tại các mỏ
khoáng sản của nước ta ................................................................................ 31
CHƯƠNG 2. PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU, TIẾN HÀNH THỰC
NGHIỆM VÀ XÂY DỰNG DỮ LIỆU PHĨNG XẠ MƠI TRƯỜNG .......... 33
2.1. Hệ phương pháp nghiên cứu ................................................................. 33
iii


2.1.1. Cơ chế phát tán khí phóng xạ đến mơi trường thân quặng chứa
NORM ................................................................................................... 34
2.1.2. Cơ chế phát tán bức xạ gamma đến môi trường từ thân quặng chứa
NORM ................................................................................................... 37
2.1.3. Lấy mẫu và đo suất liều tại hiện trường ..................................... 40
2.1.4. Phương pháp detector vết hạt nhân đo nồng độ radon và thoron
............................................................................................................... 42
2.1.5. Xử lý mẫu và đo nồng độ hoạt độ của các nhân phóng xạ trong
phịng thí nghiệm .................................................................................. 43
2.1.6. Chương trình đảm bảo và kiểm sốt chất lượng (QA/QC) của phép
đo phóng xạ gamma .............................................................................. 45
2.2. Xác định nồng độ hoạt độ của các nhân phóng xạ theo phương pháp
phở gamma................................................................................................... 47

2.2.1. Cơ sở vật lý ................................................................................. 47
2.2.2. Chọn vạch gamma đặc trưng xác định hoạt độ phóng xạ .......... 48
2.2.3. Xác định nồng độ hoạt độ của 238U cân bằng và không cân bằng
............................................................................................................... 48
2.2.4. Xây dựng đường cong hiệu suất ghi tuyệt đối ............................ 49
2.2.5. Xác định nồng độ radon trong không khí ở khu vực xung quanh tụ
khống ................................................................................................... 52
2.3. Phương pháp phân tích tài liệu ............................................................. 53
2.3.1. Tính suất liều gamma hấp thụ ở khoảng cách 1 m cách mặt đất 53
2.3.2. Tính liều hiệu dụng gamma chiếu ngồi trung bình năm (AGED)
............................................................................................................... 53
2.3.3. Tính liệu hiệu dụng chiếu trong qua đường tiêu hóa (Ein) ......... 54
2.3.4. Tính liều hiệu dụng trung bình năm do hít thở radon qua đường
hơ hấp.................................................................................................... 55
2.3.5. Hoạt độ tương đương Rađi ......................................................... 56
2.3.6. Chỉ số nguy hiểm chiếu ngoài và chiếu trong ............................ 56
2.3.7. Nguy cơ ung thư trong khoảng thời gian sống của cộng đồng cư
dân......................................................................................................... 57
2.3.8. Phương pháp xác định biến đổi liều bức xạ sau khi có hoạt động
khống sản tại khu vực nghiên cứu ...................................................... 57
2.4. Xây dựng cơ sở dữ liệu phóng xạ mơi trường tại các mỏ khống sản chứa
NORM.......................................................................................................... 60
2.4.1. Nguyên tắc xây dựng cơ sở dữ liệu phóng xạ mơi trường .......... 61
2.4.2. Quy trình phát triển phần mềm ................................................... 62
iv


2.4.3. Lựa chọn ngơn ngữ lập trình ...................................................... 64
2.4.4. Tiêu chuẩn cho cơ sở dữ liệu phóng xạ mơi trường ...................... 65
2.5. Hiệu chỉnh kết quả đo và đánh giá sai số kết qủa phân tích ................. 68

2.5.1. Đánh giá sai số ........................................................................... 68
2.5.2. Hiệu chỉnh sự sai khác giữa khối lượng mẫu chuẩn và mẫu phân
tích......................................................................................................... 70
2.5.3. Cơng thức truyền sai số .............................................................. 71
2.5.4. Các nguồn gây ra sai số ............................................................. 72
3.1. Mơ hình địa mơi trường nghiên cứu cơ chế phát tán phóng xạ tới mơi
trường ........................................................................................................... 73
3.2. Đánh giá ảnh hưởng của phóng xạ mơi trường tại mỏ đất hiếm
Mường Hum .......................................................................................... 75
3.2.1. Đánh giá sự phát tán các nhân phóng xạ ra mơi trường ........... 75
3.2.2. Kết quả đánh giá liều bức xạ tại tụ khoáng đất hiếm ........................ 80
3.3. Đánh giá ảnh hưởng của phóng xạ mơi trường tại mỏ sa khống
monazite Bản Gié .................................................................................. 88
3.3.1. Đánh giá sự phát tán các nhân phóng xạ ra môi trường ........... 88
3.3.2. Đánh giá mức liều chiếu xạ tại khu vực mỏ monazite Bản Gié . 90
3.5. Điều tra xã hội học, tình hình sức khỏe dân chúng sinh sống trong và
lân cận khu mỏ khoáng sản chứa phóng xạ ............................................... 106
3.5.1. Xử lý tổng hợp kết quả điều tra xã hội học tại khu vực nghiên cứu
............................................................................................................. 106
3.5.2. Đánh giá ảnh hưởng của ơ nhiễm phóng xạ đối với sức khỏe dân
chúng trong khu vực mỏ đất hiếm Mường Hum ................................. 107
KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ....................................................................... 114
DANH MỤC CÁC CƠNG TRÌNH CỦA TÁC GIẢ.................................... 117
TÀI LIỆU THAM KHẢO ............................................................................. 120
Phụ lục 1 ........................................................................................................ 134
Phụ lục 2 ........................................................................................................ 138

v

DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CHỮ VIẾT TẮT
Chữ viết tắt

Tiếng Việt

Tiếng Anh

CSDL

Database

Cơ sở dữ liệu

D

Suất liều hấp thụ

Hex

Absorbed dose rate
The excess lifetime cancer
risk
External hazard index

Hin

Internal hazard index

Chỉ số nguy hiểm chiếu trong

HPGe

Germanium siêu tinh khiết
High Pure Germanium
International Atomic Energy Cơ quan Năng lượng nguyên tử
Agency
quốc tế
Liều hiệu dụng chiếu trong hàng
Indoor annual effective dose
năm
International Commission on Ủy ban Quốc tế về bảo vệ phóng
Radiological Protection
xạ
United Nations
Liên Hiệp Quốc

ELCR

IAEA
IAED
ICRP
LHQ
NCS
NORM
OAED
PXMT

PhD student
Naturally Occuring
Radioactive Materials

Outdoor Annual Effective
Dose
Environmental radioactivity

Raeq

Radium equivalent activity
Total annual effective dose
TAEDE
equivalent
United Nations Scientific
UNSCEAR Committee on the Effect of
Atomic Radiation
United States Environmental
US EPA
Protection Agency

vi

Nguy cơ gây ung thư trong thời
gian sống
Chỉ số nguy hiểm chiếu ngồi

Nghiên cứu sinh
Vật liệu chứa phóng xạ tự nhiên
Liều hiệu dụng chiếu ngồi hàng
năm
Phóng xạ mơi trường
Hoạt độ Radi tương đương
Tổng liều hiệu dụng hàng năm

Ủy ban Khoa học Liên Hiệp Quốc
về tác động bức xạ nguyên tử
Cơ quan Bảo vệ môi trường Mỹ


DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU
Bảng 1.1. Giá trị trọng số bức xạ (WR) của một số loại bức xạ ion hóa có năng
lượng khác nhau ................................................................................................ 9
Bảng 1.2. Giá trị trọng số mô WT được ICRP khuyến cáo ............................. 10
Bảng 1.3. Các nhân phóng xạ tự nhiên ngun thủy khơng thuộc chuỗi phóng
xạ trong vỏ Trái Đất ........................................................................................ 14
Bảng 1.4. Các nhân phóng xạ tự nhiên phở biến nhất trong vỏ Trái Đất ....... 15
Bảng 1.5. Nồng độ hoạt độ trung bình của 40K, 226Ra và 232Th trong đất tại một
số nước trên thế giới. ....................................................................................... 19
Bảng 1.6. Kích thước các thân quặng đất hiếm trong mỏ Mường Hum. ........ 27
Bảng 1.7. Thành phần hoá học quặng đất hiếm trong mỏ Mường Hum ......... 29
Bảng 1.8. Bảng thống kê hàm lượng các nguyên tố đất hiếm trong mỏ Mường
Hum. ................................................................................................................ 29
Bảng 2.1. Hệ số làm yếu cường độ gamma của nguồn thể tích. ..................... 39
Bảng 2.2. Một số thơng số đặc trưng của hệ phổ kế gamma sử dụng trong nghiên
cứu dùng detector HPGe của hãng Canberra (Mỹ). ........................................ 45
Bảng 2.3. Các đặc trưng của nguồn chuẩn phóng xạ sử dụng trong xác định
nồng độ hoạt độ các nhân phóng xạ trong các mẫu môi trường. .................... 46
Bảng 2.4. Hiệu suất ghi tuyệt đối của detector tại các đỉnh đặc trưng. .......... 50
Bảng 2.5. Ngưỡng phát hiện của hệ phổ kế gamma dùng detector bán dẫn
HPGe. .............................................................................................................. 52
Bảng 2.6. Kết quả xác định nồng độ hoạt độ của mẫu chuẩn IAEA 375. ...... 52
Bảng 2.7. Giá trị gi và fi của một số nhân phóng xạ tự nhiên ......................... 54
Bảng 2.8. Mức tiêu thụ lương thực-thực phẩm trung bình năm của dân chúng
khu vực miền núi miền Trung và miền Bắc Việt Nam ................................... 55

Bảng 3.1. Kết quả tính liều bức xạ gia tăng do hoạt động khoáng sản mỏ Mường
Hum ................................................................................................................. 86
Bảng 3.2. Bảng tổng hợp hàm lượng các nhân phóng xạ trong nước............. 96
Bảng 3.3. Kết quả phân tích tởng hoạt độ alpha, beta. ................................... 96
Bảng 3.4. Bảng tổng hợp thành phần suất liều bức xạ gamma. ...................... 97
vii


Bảng 3.5. Nồng độ khí phóng xạ radon khu vực Bản Gié. ............................. 97
Bảng 3.6. Tổng liều hiệu dụng năm tính trong nhà dân.................................. 98
Bảng 3.7. Kết quả tính tốn các chỉ số nguy cơ phóng xạ. ............................. 98
Bảng 3.8. Kết quả tính liều bức xạ gia tăng do hoạt động khoáng sản mỏ Bản
Gié ................................................................................................................. 101
Bảng 3.9. Mối tương quan giữa nồng độ hoạt độ phóng xạ, mức liều chiếu xạ
với tình hình sức khỏe, đặc điểm bệnh tật của dân chúng tại các khu vực mỏ
....................................................................................................................... 109

viii


DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ
Hình 1.1. Quy luật suy giảm số hạt nhân phóng xạ theo thời gian. .................. 7
Hình 1.2. Các chuỗi phóng xạ tự nhiên........................................................... 13
Hình 1.3. Các nguồn và mức liều bức xạ trung bình hàng năm cho con người.
Tổng mức liều là từ 2,4 đến 2,9 mSv/năm ...................................................... 16
Hình 1.4. Dự báo nhu cầu thị trường đất hiếm thế giới năm 2015 theo IMCOA
. ........................................................................................................................ 23
Hình 1.5. Sơ đồ phân đới có triển vọng khống sản phóng xạ ở Việt Nam (phần
đất liền) . .......................................................................................................... 25
Hình 1.6. Sơ đồ địa chất khu vực mỏ đất hiếm Mường Hum. ........................ 28

Hình 1.7. Sơ đồ địa chất khống sản mỏ monazite Bản Gié .......................... 31
Hình 2.1. Mơ hình phân bố nồng độ khí phóng xạ trong lớp quặng............... 34
Hình 2.2. Phân bố nồng độ Rn trên các thân quặng hình dạng khác nhau .... 36
Hình 2.3. Trường bức xạ gamma của nguồn kích thước hữu hạn. ................. 38
Hình 2.4. Sơ đồ vị trí lấy mẫu mơi trường tại mỏ đất hiếm Mường Hum. ..... 40
Hình 2.5. Sơ đồ vị trí lấy mẫu mơi trường tại mỏ monazite Bản Gié............. 41
Hình 2.6. Sơ đồ vị trí lấy mẫu đất. .................................................................. 42
Hình 2.7. Cặp hộp đựng phim-detector vết hạt nhân CR39............................ 42
Hình 2.8. Một số mẫu đất đá được nhốt chờ đo phở. ...................................... 44
Hình 2.9. Hệ phở kế gamma dùng detector HPGe, hãng CANBERRA. ........ 45
Hình 2.10. Hộp mẫu chuẩn thứ cấp RGU-1, RGTh-1, RGK-1, TN1 và TNK1.
......................................................................................................................... 47
Hình 2.11. Dạng phổ của mẫu chuẩn RGU-1 đo trên hệ phở kế gamma dùng
detector bán dẫn HPGe.................................................................................... 50
Hình 2.12. Đường cong hiệu suất ghi tuyệt đối tại đỉnh hấp thụ tồn phẩn của
hệ phở kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe. ............................................ 51
Hình 2.13. Sơ đồ phân chia ơ khảo sát suất liều gamma chiếu ngoài và nồng độ
radon trong khơng khí trên khu tụ khống đất hiếm Mường Hum. ................ 59
Hình 3.1. Sơ đồ kết hợp các mơ hình để đánh giá hiện trạng phóng xạ mơi
trường do tác giả phát triển ............................................................................. 73
ix


Hình 3.2. Sơ đồ cấu trúc mơ hình địa mơi trường. ......................................... 75
Hình 3.3. Sự thay đởi suất liều gamma theo tuyến. ........................................ 77
Hình 3.4. Sự thay đởi nồng độ khí phóng xạ radon theo tuyến. ..................... 78
Hình 3.5. Đồ thị suy giảm suất liều bức xạ gamma trên thân quặng chứa NORM.
......................................................................................................................... 79
Hình 3.6. Biểu đồ tần suất suất liều gamma ô 33 trước (a) và sau (b) thăm dị
......................................................................................................................... 85

Hình 3.7. Biểu đồ tần suất suất liều gamma khu mỏ trước (a) và sau (b) thăm
dị ..................................................................................................................... 85
Hình 3.8. Biểu đồ tần suất nồng độ khí radon khu mỏ trước (a) và sau (b) thăm
dị ..................................................................................................................... 86
Hình 3.9. Bản đồ phân vùng phóng xạ mơi trường mỏ đất hiếm Mường Hum
......................................................................................................................... 88
Hình 3.10. Mặt cắt địa chất và mức thay đởi suất liều gamma trên khu vực tụ
khống monazite Bản Gié sau khi mở mỏ so với thời điểm trước khi mở mỏ.
......................................................................................................................... 89
Hình 3.11. Đường cong phân bố của nồng độ hoạt độ 226Ra, 238U, 232Th(228Ra)
và 40K trong khu vực nghiên cứu .................................................................... 92
Hình 3.12. Tương quan giữa các hạt nhân phóng xạ khác nhau trong khu vực
nghiên cứu. ...................................................................................................... 93
Hình 3.13. Sự biến đởi của nồng độ hoạt độ 226Ra trong thân quặng (a) và ngoài
thân quặng (b).................................................................................................. 95
Hình 3.14. Sự biến đởi nồng độ hoạt độ 238U trong thân quặng (a) và ngoài thân
quặng (b) ......................................................................................................... 95
Hình 3.15. Sự biến đởi nồng độ hoạt độ 232Th trong thân quặng (a) và ngồi
thân quặng (b).................................................................................................. 95
Hình 3.16. Sự biến đổi nồng độ hoạt độ 40K trong thân quặng (a) và ngồi thân
quặng (b). ........................................................................................................ 96
Hình 3.17. Tương quan giữa Raeq và nồng độ hoạt độ nhân phóng xạ tự nhiên
trong thân quặng .............................................................................................. 99

x


Hình 3.18. Tương quan giữa Raeq và nồng độ hoạt độ nhân phóng xạ tự nhiên
ngồi thân quặng. .......................................................................................... 100
Hình 3.19. Bản đồ phân vùng ảnh hưởng môi trường khu vực Bản Gié ...... 102

Hình 3.20. Tỉ lệ mắc các bệnh theo độ tuổi của dân chúng sống trong khu mỏ
....................................................................................................................... 106
Hình 3.21. Tỉ lệ mắc các bệnh của dân chúng sống lân cận khu mỏ ............ 107
Hình 3.22. Cấu trúc giao diện của chương trình quản lý cơ sở dữ liệu phóng xạ
mơi trường (PXMT) ...................................................................................... 112
Hình 3.23. Giao diện cơ sở dữ liệu phóng xạ mơi trường ............................ 113

xi


MỞ ĐẦU
Trong môi trường sống, con người luôn phải chịu tác động của bức xạ ion
hóa gây bởi các nhân phóng xạ tự nhiên và nhân tạo với mức liều hiệu dụng
trung bình khoảng 2,96 mSv/năm; trong đó khoảng 82% là do các nhân phóng
xạ tự nhiên [114-116]. Các nhân phóng xạ tự nhiên có trong lớp vỏ Trái Đất kể
từ khi Trái Đất hình thành được gọi là các nhân phóng xạ nguyên thủy. Các
nhân phóng xạ nguyên thủy, đặc biệt là 238U, 232Th và 40K có trong lớp đất bề
mặt đóng góp chủ yếu vào liều bức xạ gamma tự nhiên gây ra trên mặt đất
[115]. Bên cạnh đó, sản phẩm phân rã của chuỗi 238U và 232Th là các đồng vị
của radon (222Rn, 220Rn), là khí trơ phóng xạ dễ phát tán vào khơng khí, gây liều
chiếu trong qua đường hô hấp. Liều gây bởi radon được đánh giá là chiếm
khoảng 59% tổng mức liều hiệu dụng từ phơng phóng xạ tự nhiên [115, 116].
Các nhân phóng xạ trong đất có khả năng vận chuyển và tích lũy trong cơ thể
con người qua chuỗi thức ăn, uống nước và cũng sẽ gây chiếu trong qua đường
tiêu hóa [63, 73]. Ảnh hưởng của bức xạ ion hóa gây bởi cả hai con đường là
chiếu ngoài và chiếu trong đến cơ thể sống đã được minh chứng [68]. Do đó,
việc đánh giá nồng độ hoạt độ của các nhân phóng xạ tự nhiên trong mơi trường
làm cơ sở đánh giá các nguy cơ ảnh hưởng sức khỏe cộng đồng do bức xạ ion
hóa tự nhiên đã được quan tâm đặc biệt trong vật lý sức khỏe, đặc biệt là xung
quanh khu vực có dị thường phóng xạ như các mỏ khống sản phóng xạ hoặc

chứa nhân phóng xạ tự nhiên và được gọi là những chất phóng xạ có mặt trong
tự nhiên: Naturally Occuring Radioactive Materials (NORM) [55, 118].
Trong mơi trường có bức xạ từ NORM, cơ thể sống phải chịu những rủi
ro sức khỏe với xác suất tỷ lệ thuận với mức liều bức xạ. Nhóm hiệu ứng sinh
học này được gọi là các hiệu ứng ngẫu nhiên, khơng có ngưỡng (Stochastic
effects) [63, 68]. Gọi là hiệu ứng ngẫu nhiên vì trong cơ thể sống có enzyme
mang chức năng khắc phục những sai hỏng trong cấu trúc ADN và gene do tác
động trực tiếp hoặc gián tiếp của bức xạ ion hóa [68]. Trong số các hiệu ứng
ngẫu nhiên thì ung thư và di truyền là hai hiệu ứng cần được quan tâm vì có
ảnh hưởng đến sức sản xuất hiện tại và tương lai của xã hội.
Nước ta đang trên đà phát triển kinh tế xã hội mạnh mẽ nên cần nhiều tài
nguyên, khoáng sản phục vụ q trình cơng nghiệp hóa, hiện đại hóa. Cùng với
q trình phát triển đã nảy sinh nhiều vấn đề về mơi trường, trong đó có phóng
1


xạ mơi trường do hoạt động điều tra, thăm dị và khai thác khoáng sản chứa
NORM.
Sau hơn 60 năm điều tra tìm kiếm, đánh giá và thăm dị, cho đến nay trên
lãnh thổ Việt Nam đã phát hiện được nhiều mỏ, điểm khống sản, trong đó có
một lượng khơng nhỏ là mỏ, điểm mỏ khống sản phóng xạ hoặc các mỏ, điểm
mỏ khống sản có chứa NORM như đất hiếm, monazite, ilmenite, titan,
zircon... Để đánh giá mức ô nhiễm, khả năng phát tán các nhân phóng xạ tự
nhiên vào mơi trường và ảnh hưởng của chúng đến hệ sinh thái, trước hết phải
tìm hiểu về mơi trường khống sản phóng xạ tự nhiên, đặc điểm phân bố và
mức độ ảnh hưởng của chúng đến môi trường ở từng khu vực, từng diện tích
cụ thể; phải khoanh định các diện tích phân bố khống sản phóng xạ, các diện
tích ơ nhiễm và đánh giá tác động của chúng đến môi trường. Đặc biệt là đối
với các khu vực có dân cư sinh sống để cảnh báo môi sinh, môi trường.
Ngày nay các sản phẩm đất hiếm, sa khoáng titan, ilmenite, monazite…

đang được ứng dụng rộng rãi trong công nghiệp sản xuất hàng điện tử phục vụ
tiêu dùng và quốc phòng, do vậy nhu cầu về đất hiếm, titan trên thị trường thế
giới ngày càng tăng. Các mỏ đất hiếm của Việt Nam có chứa NORM, đặc biệt
là thori với hàm lượng có điểm đến vài phần trăm như Đơng Pao, Nậm Xe,
Mường Hum, Yên Phú… với trữ lượng lớn đất hiếm lên đến hàng triệu tấn đã
và đang được tiến hành thăm dò, khai thác và chế biến [26-28, 46]. Ở miền
Trung nước ta đã xác định được hàng chục mỏ sa khoáng titan, zircon, ilmenite,
monazite... (chứa NORM) đạt giá trị công nghiệp với tổng trữ lượng tới hàng
chục triệu tấn đã và đang được khai thác với quy mô lớn. Thành phần các
khống vật hữu ích trong sa khống titan gồm ilmenite chiếm 92 ÷ 97%; các
khống vật phụ như rutin, zircon, monazite chiếm tỉ lệ 0,5 ÷ 1% [6, 26].
Trong q trình thăm dị, khai thác và chế biến khoáng sản chứa NORM
phải tiến hành đào bới, vận chuyển, lưu giữ, chế biến quặng với hàm lượng các
nhân phóng xạ trong quặng lớn hơn hàng chục, hàng trăm lần so với tiêu chuẩn
an toàn bức xạ cho phép [29]. Hơn nữa, khi thăm dò, khai thác quặng, đất phủ
bị đào bới, bóc tách, quặng được thu gom, nghiền tuyển, làm giàu… Đây là các
hoạt động làm cho các nhân phóng xạ phát tán ra mơi trường xung quanh, đặc
biệt là phát tán trong mơi trường nước, khơng khí. Bụi chứa các nhân phóng xạ
có thể theo gió phát tán tới các khu vực đô thị, làng xã và các khu vực sản xuất
2


nằm cách xa khu mỏ. Như vậy, tác động của con người trong các hoạt động liên
quan đến khoáng sản chứa NORM có khả năng làm tăng tởng liều hiệu dụng
hàng năm tại khu mỏ và các vùng xung quanh lên nhiều lần so với nền phơng
trước khi có hoạt động khai thác, chế biến khoáng sản.
Thực tế cho thấy cơ sở dữ liệu điều tra phóng xạ mơi trường tại các khu
vực có mỏ khống sản chứa NORM ở nước ta hiện nay cịn chưa đầy đủ về các
thơng số, độ tin cậy cũng còn hạn chế, dẫn đến trở ngại cho công tác đánh giá
tác động môi trường và đảm bảo sức khỏe cho nhân viên làm việc tại các khu

mỏ và công chúng vùng lân cận các khu vực khai thác và chế biến khoáng sản
chứa NORM. Do vậy, nhiệm vụ đặt ra là phải chuẩn hóa số liệu điều tra phóng
xạ mơi trường giúp việc quản lý hoạt động thăm dị, khai thác và chế biến
khống sản chứa NORM có cơ sở khoa học và hiệu quả. Muốn ch̉n hóa số
liệu thì trước hết cần áp dụng các phương pháp, cách tiếp cận và hệ thiết bị
phân tích mẫu hiện đại có độ tin cậy cao. Trong đó cần đặc biệt chú ý đến
phương pháp và hệ thiết bị hiện đại phân tích hàm lượng các nhân phóng xạ
trong đất, trong quặng, trong khơng khí, trong lương thực-thực phẩm và nước
sinh hoạt để xác định được các mức liều chiếu ngoài, chiếu trong đối với nhân
viên bức xạ và công chúng làm cơ sở khoa học cho việc đề xuất các giải pháp
phòng ngừa, giảm thiểu tác động của bức xạ đối với công nhân và cơng chúng
trong hoạt động thăm dị, khai thác, chế biến khoáng sản chứa NORM.
Luận án với đề tài “Nghiên cứu xây dựng cơ sở dữ liệu và mơ hình đánh
giá liều chiếu xạ tại một số khu vực mỏ đất hiếm và mỏ sa khoáng” tập trung
vào các mục tiêu sau.
1) Nghiên cứu cơ chế phát tán phóng xạ ra mơi trường và xây dựng quy
trình đánh giá ảnh hưởng của phóng xạ đến mơi trường trong hoạt động thăm
dị, khai thác và chế biến khoáng sản chứa NORM.
2) Nghiên cứu, xây dựng cơ sở dữ liệu quan trắc phóng xạ mơi trường tại
các mỏ khống sản chứa NORM.
3) Nghiên cứu đánh giá ảnh hưởng của phóng xạ tự nhiên tại một số khu
vực có dị thường phóng xạ đến môi trường, sức khỏe cộng đồng dân cư địa
phương trong q trình hoạt động thăm dị, khai thác và chế biến khoáng sản
đất hiếm và sa khoáng (chứa NORM).

3


Phạm vi nghiên cứu của luận án là khu vực mỏ đất hiếm Mường Hum,
huyện Bát Xát, tỉnh Lào Cai và khu vực mỏ sa khoáng monazite Bản Gié, huyện

Quỳ Hợp, tỉnh Nghệ An.
Phương pháp nghiên cứu của luận án bao gồm tiến hành khảo sát thực địa,
lấy mẫu đất, quặng, nước, lương thực và đo xác định mức liều bức xạ trong q
trình hoạt động khống sản tại khu vực nghiên cứu bằng hệ phương pháp và
thiết bị hiện đại như: máy đo RAD-7 và detector vết hạt nhân CR39 để đo tức
thời và đo tích lũy nồng độ khí phóng xạ (222Rn, 220Rn) trong khơng khí; máy
đo suất liều gamma chiếu ngồi DKS-96; thiết bị phở kế gamma xác định nồng
độ hoạt độ các nhân phóng xạ 226Ra, 232Th, 40K trong mẫu đất, lương thực, nước;
Ước tính hệ số nguy hiểm (Hazard index), để xác định xác suất gây ung thư
trong cộng đồng dân cư xung quanh khu vực mỏ. Sử dụng một số mơ hình để
nghiên cứu cơ chế phát tán các nhân phóng xạ tự nhiên ra mơi trường trong q
trình hoạt động khống sản khu ở mỏ và để xác lập mối quan hệ giữa môi trường
địa chất với nồng độ hoạt độ các nhân phóng xạ tự nhiên.
Nội dung của Luận án bao gồm: Ngoài phần mở đầu, kết luận và tài liệu
tham khảo, Luận án trình bày nội dung chính trong 3 chương như sau:
Chương 1. Tởng quan về phóng xạ mơi trường và tình hình khai thác, chế
biến khống sản tại các mỏ đất hiếm và sa khoáng;
Chương 2. Phương pháp nghiên cứu, tiến hành thực nghiệm và xây dựng
cơ sở dữ liệu phóng xạ mơi trường;
Chương 3. Kết quả và thảo luận.

4


CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN PHĨNG XẠ MƠI TRƯỜNG VÀ
TÌNH HÌNH KHAI THÁC, CHẾ BIẾN KHOÁNG SẢN TẠI CÁC MỎ
ĐẤT HIẾM VÀ SA KHỐNG
1.1. Một số khái niệm về phóng xạ
Phóng xạ (radioactive decay) là khái niệm lần đầu tiên được H.Becquerel
và M.Curi đưa ra sau khi phát hiện ra hiện tượng đen phim ảnh dưới tác động

của một loại bức xạ phát ra từ khống vật là đi quặng urani. Ngày nay phóng
xạ được hiểu là hiện tượng tự chuyển hóa giữa thành phần hạt nhân nguyên tử
hoặc trạng thái năng lượng của hạt nhân nguyên tử. Hạt nhân nguyên tử cấu tạo
bởi nơtron và proton có tên gọi chung là các nucleon. Proton mang điện tích
dương và bằng một đơn vị điện tĩnh, nơtron là hạt không mang điện nhưng có
số khối gần ngang bằng số khối của proton và tổng số nơtron và proton trong
hạt nhân bằng số khối của nguyên tử. Số proton của hạt nhân chính là số thứ tự
của nguyên tử trong Bảng Hệ thống tuần hồn các ngun tố của Mendeleev.
Trong cùng một ơ của Bảng Hệ thống tuần hoàn, tức là cùng một nguyên tố, có
thể có nhiều loại hạt nhân có số khối khác nhau, tức là chúng khác nhau về số
nơtron. Những hạt nhân của cùng một nguyên tố nhưng khác nhau về số khối
(khác nhau về số nơtron trong hạt nhân) được gọi là các đồng vị: isotopes (theo
tiếng Hán có nghĩa là đứng cùng một vị trí trong Bảng hệ thống tuần hoàn các
nguyên tố). Trong lĩnh vực Vật lý hạt nhân, vai trò của các electron quay xung
quanh hạt nhân khơng có ý nghĩa vì chúng chỉ tham gia vào các phản ứng hóa
học tạo các mối liên kết hóa học giữa nguyên tử này với nguyên tử khác. Vật
lý hạt nhân chỉ quan tâm đến hạt nhân mà cụ thể là số khối và số proton. Các
loại hạt nhân khác nhau, có số khối và số proton khác nhau được gọi là các
nhân (nuclides). Các nhân được ký hiệu bằng ký tự của nguyên tố kèm theo số
khối viết trên đầu bên trái ký tự nguyên tố. Ví dụ, nhân kali-40 được viết là 40K,
hoặc nhân urani-238 ký hiệu là 238U. Thông thường các ký hiệu nhân khơng có
thơng tin về số proton vì số này được hiểu mặc định là số thứ tự của nguyên tố
trong Bảng Hệ thống tuần hồn. Ví dụ, nhân 40K mặc định có số proton là 19
[9-11].
Q trình phóng xạ xảy ra cùng với sự mất cân bằng về khối lượng do sự
chuyển đổi từ khối lượng sang năng lượng, đây là động năng của các hạt thứ
cấp sinh ra từ q trình phóng xạ. Như vậy, phóng xạ ln kèm theo bức xạ,
5

tức là quá trình phát năng lượng. Năng lượng bức xạ từ q trình phóng xạ
thường có giá trị đủ lớn để đâm xuyên được sâu vào lòng vật chất và đồng thời
ion hóa vật chất trên đường chúng đi qua nên được gọi là bức xạ ion hóa.
Ngày nay, trong mơi trường tồn tại hai loại nhân phóng xạ, đó là nhân
phóng xạ tự nhiên và nhân phóng xạ nhân tạo. Nhân phóng xạ tự nhiên là những
nhân của các nguyên tố hóa học có mặt trong thành phần vỏ Trái Đất từ khi
Trái Đất được hình thành, ví dụ như nhân 238U, 232Th và 40K và có tên gọi là
các nhân phóng xạ nguyên thủy (Prinordial nuclides), hoặc được tạo ra từ các
phản ứng hạt nhân trong khí quyển giữa các thành phần vật chất của khí quyển
xung quanh Trái Đất, ví dụ như triti (3H) và cacbon 14 (14C) [9]. Các nhân
phóng xạ nhân tạo trong mơi trường là do con người tạo ra từ sau thời kỳ cơng
nghiệp.
1.2. Quy luật phân rã phóng xạ
Tốc độ chuyển hóa hạt nhân trong q trình phân rã phóng xạ tuân theo
quy luật phân rã và được mô tả bằng biểu thức (1.1) [9-11, 76]:
𝑑𝑁
𝑑𝑡

= −λ𝑁

(1.1)

Trong đó N là số hạt nhân, t là thời gian và λ là hằng số phân rã.
Lời giải của phương trình (1.1) là:

Nt = N0.e-λt

(1.2)

trong đó N0 là số hạt nhân mẹ tại thời điểm ban đầu t = 0; Nt là số hạt nhân mẹ

cịn lại ở thời điểm t.
Phương trình (1.2) mơ tả quy luật suy giảm số hạt nhân phóng xạ theo thời
gian và gọi là quy luật phân rã phóng xạ. Nhân cả 2 vế công thức (1.2) với hằng
số phân rã λ, ta được cơng thức tính hoạt độ của nhân phóng xạ, ký hiệu là A:

At = A0e-λt

(1.3)

trong đó A0 và At là hoạt độ của nhân phóng xạ tại thời điểm ban đầu và tại thời
điểm t tương ứng.
Hoạt độ được hiểu là tốc độ chuyển hóa của nhân phóng xạ, do vậy hoạt
độ phóng xạ trong hệ thống đo lường chuẩn quốc tế (SI) có đơn vị là nghịch
đảo của thời gian (s-1, giây-1) và tên gọi là Becquerel, ký hiệu là Bq,
1 Bq = 1 phân rã.s-1. Đơn vị của hoạt độ phóng xạ ngồi hệ đo lường SI có tên
gọi là Curie, ký hiệu là Ci, 1Ci = 3,7.1010 Bq và tưuwong đương với 1 g 226Ra.
6


Tại thời điểm mà hoạt độ của nhân chỉ còn lại bằng một nửa hoạt độ ban
đầu thì khoảng thời gian đó được gọi là chu kỳ bán rã, ký hiệu là T1/2, nghĩa là:
1
2

Hay

𝐴0 = 𝐴0 𝑒 −λ.𝑇1/2
𝑇1/2 =

𝑙𝑛2

λ

=

(1.4)

0,693
λ

(1.5)

Như vậy, hằng số phân rã λ có đơn vị là nghịch đảo của thời gian và quy
luật phân rã phóng xạ chính là tốc độ chuyển hóa của hạt nhân phóng xạ.
Hình 1.1 mơ tả quy luật suy giảm số hạt nhân phóng xạ theo thời gian. Hằng
số phân rã càng lớn (chu kỳ bán rã T1/2 càng ngắn), số hạt nhân phóng xạ/hoạt
độ phóng xạ suy giảm càng nhanh.

Hình 1.1. Quy luật suy giảm số hạt nhân phóng xạ theo thời gian [9].
Các nhân phóng xạ khác nhau có chu kỳ bán rã khác nhau.
1.3. Một số đại lượng và đơn vị đo sử dụng trong an toàn bức xạ
Chúng ta đang sống trong mơi trường ln có bức xạ ion hóa, tức là hàng
ngày chúng ta phải hứng chịu một lượng năng lượng bức xạ từ các nhân phóng
xạ, được gọi là liều bức xạ. Có khái niệm liều bức xạ chiếu trong và liều bức
xạ chiếu ngoài. Chiếu trong là nhân phóng xạ nằm bên trong cơ thể và năng
lượng bức xạ trực tiếp tác động lên các tế bào, các mơ bên trong cơ thể. Chiếu
ngồi là năng lượng bức xạ tác động lên cơ thể sống từ bên ngoài, qua da rồi
mới vào đến tế bào của cơ thể.
Ảnh hưởng của bức xạ ion hóa được đánh giá thông qua liều lượng bức xạ
mà cơ thể sống phải nhận trong các hoạt động lao động-sản xuất cũng như sinh
hoạt hàng ngày. Các đại lượng về liều bức xạ ion hóa bao gồm:

7


1.3.1. Liều chiếu
Liều chiếu (exposure dose) áp dụng cho bức xạ gamma và tia X, môi
trường chiếu xạ là không khí. Liều chiếu ký hiệu là X, được xác định theo cơng
thức:
X=

dQ

(1.6)

dm

trong đó: dm là khối lượng khơng khí trong đó bức xạ gamma hoặc chùm tia
X bị hấp thụ hồn tồn để tạo ra tởng các điện tích cùng dấu là dQ.
Đơn vị đo liều chiếu, trong hệ đo lường SI là Coulomb trong một đơn vị
khối lượng không khí tính bằng kg (C/kg) và được định nghĩa là: “Số ion cùng
dấu được tạo ra khi bức xạ gamma hoặc tia X bị dừng lại hoàn toàn trong
1 kilogam khơng khí ở điều kiện tiêu ch̉n” [52, 68, 77].
Đơn vị đo liều chiếu ngoài hệ đo SI là Rơnghen (R) và
1 R = 2,58.10-4 C/kg.
Suất liều chiếu là liều chiếu trong một đơn vị thời gian. Suất liều chiếu,
ký hiệu là X*, được xác định theo công thức sau:
dX

X∗ =

dt

(1.7)

trong đó dX là liều chiếu trong thời gian dt.
Trong hệ SI, đơn vị đo suất liều chiếu là C/kg.s; ngoài hệ đo lường SI đơn
vị đo suất liều chiếu thường là R/h và ước số là mR/h hoặc μR/h.
1.3.2. Liều hấp thụ và suất liều hấp thụ
Liều chiếu chỉ áp dụng cho bức xạ phôton trong môi trường không khí.
Khái niệm liều hấp thụ cho phép áp dụng cho các loại bức xạ ion hóa trong mơi
trường chiếu xạ khác nhau. Liều hấp thụ ký hiệu là D, được định nghĩa là lượng
năng lượng từ của bức xạ ion hóa được hấp thụ hồn tồn trong một đơn vị khối
lượng vật chất. Liều hấp thụ được tính theo cơng thức:
D=

dE
dm

(1.8)

trong đó: dE là năng lượng của bức xạ ion hóa được hấp thụ hồn tồn trong
một ngun tố khối lượng dm của môi trường.
Trong hệ SI, đơn vị đo liều hấp thụ là Joule/kilogam (J/kg) và có tên gọi
là Gray, ký hiệu là Gy. Ngoài hệ SI, đơn vị của liều hấp thụ là rad (radiation
absorption dose), 1 Gy = 1 J/kg = 102 rad [77, 84]. Suất liều hấp thụ D* là liều
hấp thụ trong một đơn vị thời gian:
8


D∗ =

dD

(1.9)

dt

thường được đo bằng Gy/h.
1.3.3. Liều tương đương và suất liều tương đương
Các loại bức xạ khác nhau có điện tích cũng như số khối khác nhau nên
khả năng ion hóa của chúng cũng khác nhau. Để đặc trưng cho khả năng ion
hóa của từng loại bức xạ, khái niệm liều tương đương được áp dụng. Liều tương
đương của một loại bức xạ R trong một mô T nhất định của cơ thể được ký hiệu
là HT,R và được tính theo cơng thức [29, 52]:
HT,R = WR×D

(1.10)

Trong đó: WR là trọng số bức xạ và D là liều hấp thụ.
Về mặt vật lý, đơn vị đo liều tương đương cũng là J/kg vì WR chỉ là một
hệ số so sánh khả năng ion hóa của các loại bức xạ khác nhau nhưng tích số
của liều hấp thụ và wR được đổi tên gọi là Sievert, viết tắt là Sv. Bảng 1.1 trình
bày giá trị trọng số bức xạ của các loại bức xạ khác nhau [29, 63, 68].
Bảng 1.1. Giá trị trọng số bức xạ (WR) của một số loại bức xạ ion hóa có
năng lượng khác nhau [29, 63, 68].
Loại bức xạ
Tia X,  và electron, positron
Neutron, năng lượng < 10 keV
10 -100 keV
> 100 keV – 2 MeV
> 2 MeV – 20 MeV

> 20 MeV
Proton > 2 MeV
Hạt , hạt nhân nặng, mảnh phân hạch

Trọng số (wR)
1
5
10
20
10
5
5
20

Suất liều tương đương là liều tương đương trong một đơn vị thời gian,
được đo bằng Sv/h và ước số mSv/h(năm) hoặc Sv/h.
1.3.4. Liều hiệu dụng và suất liều hiệu dụng
Khái niệm liều hiệu dụng áp dụng để đặc trưng cho mức mẫn cảm khác
nhau của các mô khác nhau trong cơ thể đối với cùng một liều tương đương.
Liều hiệu dụng ký hiệu là E và được tính bằng cơng thức:
E = WT×HT,R

(1.11)

9


Trong đó: WT là trọng số mơ đặc trưng cho mức mẫn cảm của mô T đối
với mức liều tương đương HT,R.
Liều hiệu dụng cũng được đo bằng đơn vị Sievert (Sv). Bảng 1.2 trình bày

giá trị trọng số mơ (WT) của những mô/tổ chức trong cơ thể sống do ICRP
(International Commission on Radiation Protection) khuyến cáo trong ấn phẩm
ICRP 103 năm 2007 [68].
Bảng 1.2. Giá trị trọng số mô WT được ICRP khuyến cáo [68].
Cơ quan hoặc mô

Giá trị WT

Tuyến sinh dục
Tủy đỏ
Ruột già
Phổi
Dạ dày
Bàng quang
Tuyến vú
Gan
Thực quản
Tuyến giáp
Da
Bề mặt xương
Các tở chức/mơ cịn lại*
Não
Tởng số

0,08
0,12
0,12
0,12
0,12
0,04

0,12
0,04
0,04
0,04
0,01
0,01
0,12
0,01
1,00

*) Các tở chức/mơ còn lại bao gồm: tuyến thượng thận, ruột non, thận, cơ,
tụy, mật, tuyến ức và tử cung.
Thường người ta tính liều hiệu dụng cho toàn cơ thể (gọi tắt là liều hiệu
dụng - Là tổng liều hiệu dụng các cơ quan và mô trong cơ thể) theo công thức
sau:
𝑇

E = WT×HT,R
2

Suất liều hiệu dụng được đo bằng Sv/h và ước số là mSv/h(năm) hoặc
Sv/h.

10


1.4. Các nhân phóng xạ tự nhiên trên bề mặt Trái Đất
Trái Đất và các hành tinh khác trong hệ Mặt Trời được hình thành cách
đây khoảng 4,5 tỷ năm được cho là kết quả của hiện tượng giãn nở Vũ trụ (Big
Bang) cách đây khoảng 13,6 tỷ năm [76]. Sự hình thành Trái Đất và vật chất

trên Trái Đất bắt đầu từ q trình tởng hợp hạt nhân sau Big Bang (Big Bang
nucleosynthesis) tạo ra các hạt nhân nhẹ là hydro và heli. Sau đó là q trình
phân rã - của nơtron tự do và kết hợp nơtron với proton tạo ra các hạt nhân
nặng hơn. Q trình tởng hợp hạt nhân trong q trình tiến hóa của các thiên
thể (Stellar Nucleosynthesis) sẽ tạo ra các hạt nhân của cacbon (C) và oxy (O).
Các phản ứng ghép hạt nhân trong điều kiện nhiệt hạch xảy ra sau quá trình tiến
hóa các thiên thể đã tạo ra các hạt nhân có số khối trung bình của Trái Đất. Các
q trình đốt hêli và bắt giữ nơtron kèm theo phân rã - tạo ra các hạt nhân nặng
của vỏ Trái Đất. Như vậy, vật chất của Trái Đất được hình thành trong các q
trình tởng hợp và phân rã hạt nhân, tức là vật chất nguyên thủy của Trái Đất là
các nhân phóng xạ [10, 76]. Ngày nay, nhiều nhân trong thành phần vật chất
của Trái Đất khơng cịn tính phóng xạ, chúng trở thành nhân bền vì chu kỳ bán
rã của chúng ngắn hơn tuổi của Trái Đất.
1.4.1. Các nhân phóng xạ thuộc chuỗi phóng xạ
Hiện nay, trong vỏ Trái Đất có 4 nhân là 232Th, 237Np, 238U và 235U có chu
kỳ bán rã dài, đứng đầu (trưởng họ) của 4 chuỗi phóng xạ liên tiếp mà nhân
cuối cùng của các chuỗi lần lượt là các đồng vị bền 206Pb, 207Pb, 208Pb, 209Bi.
Hình 1.2 trình bày sơ đồ phân rã của bốn chuỗi phóng xạ tự nhiên, trong đó ba
chuỗi 232Th, 235U và 238U còn tồn tại trong vỏ trái đất; chuỗi 237Np đã phân rã
hết vì chu kỳ bán rã của trưởng họ quá ngắn (2,2.106 năm, Hình 1.2b) so với
tuổi của Trái Đất [9, 11, 76].

11


(a)
)

(b)
)

(c)
)

12