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

BỘ TÀI NGUYÊN VÀ MÔI TRƯỜNG
TỔNG CỤC ĐỊA CHẤT VÀ KHOÁNG SẢN
LIÊN ĐOÀN VẬT LÝ ĐỊA CHẤT
o0o













BÁO CÁO KẾT QUẢ
ĐỀ TÀI NGHIÊN CỨU KHOA HỌC VÀ PHÁT TRIỂN CÔNG NGHỆ


NGHIÊN CỨU NÂNG CAO CHẤT LƯỢNG XỬ LÝ,
HIỂN THỊ CÁC KẾT QUẢ ĐIỀU TRA CHI TIẾT
MÔI TRƯỜNG PHÓNG XẠ

8906


HÀ NỘI 2011



2

BỘ TÀI NGUYÊN VÀ MÔI TRƯỜNG
TỔNG CỤC ĐỊA CHẤT VÀ KHOÁNG SẢN
LIÊN ĐOÀN VẬT LÝ ĐỊA CHẤT
o0o

BÁO CÁO
ĐỀ TÀI NGHIÊN CỨU KHOA HỌC VÀ PHÁT TRIỂN CÔNG NGHỆ


NGHIÊN CỨU NÂNG CAO CHẤT LƯỢNG XỬ LÝ,
HIỂN THỊ CÁC KẾT QUẢ ĐIỀU TRA CHI TIẾT
MÔI TRƯỜNG PHÓNG XẠ





CƠ QUAN CHỦ TRÌ CHỦ NHIỆM ĐỀ TÀI






La Thanh Long

HÀ NỘI 2011


3
MỤC LỤC
Trang
Mở đầu 4
Chương I: Thống nhất các thuật ngữ và các đơn vị tính toán trong
điều tra chi tiết môi trường phóng xạ 7
I.1. Thống nhất các thuật ngữ 7
I.2. Các đơn vị đo lường hợp pháp 11
Chương II: Các phương pháp xác định suất liều chiếu hiệu dụng
hàng năm của bức xạ tự nhiên lên cơ thể con người 12
II.1. Phươ
ng pháp xác định suất liều chiếu hiệu dụng chiếu ngoài 12
II.1.1. Xác định suất liều chiếu ngoài đối với bức xạ gamma vũ trụ 12
II.1.2. Xác định suất liều chiếu ngoài do bức xạ gamma tự nhiên 13
II.2. Phương pháp xác định suất liều chiếu hiệu dụng chiếu trong 13
II.2.1. Xác định suất liều hiệu dụng chiếu trong qua đường hô hấp 13
II.2.2. Xác định suất liều hiệu dụng chiếu trong qua đường tiêu hóa 17
II.3. Ph
ương pháp xác định phông bức xạ tự nhiên 24
II.4. Phương pháp xác định dị thường bức xạ 27
II.4.1. Dị thường gamma 27
II.4.2. Dị thường phổ gamma mặt đất 28
II.4.3. Dị thường khí phóng xạ 28
II.4.4. Lựa chọn tiêu chí xác định dị thường bức xạ 28
Chương III: Ứng dụng công nghệ thông tin trong việc xử lí, biểu diễn,
hiển thị các kết quả điều tra chi tiết môi trường phóng xạ 31

III.1. Xây d
ựng và mô tả chương trình 31
III.2. Chương trình tính liều chiếu ngoài bức xạ gamma tự nhiên 33
III.3. Chương trình tính suất liều chiếu ngoài bức xạ gamma vũ trụ 36
III.4. Chương trình tính suất liều chiếu trong qua đường hô hấp 39
III.5. Chương trình tính suất liều chiếu trong qua đường tiêu hóa 40
III.6. Kết quả tính toán, xử lý số liệu điều tra chi tiết môi trường bức xạ
đô thị Điện Biên 42
III.7. Kết quả tính toán, xử lý số li
ệu điều tra chi tiết môi trường bức xạ
Dấu Cỏ, Thanh Sơn, Phú Thọ 42
Kết luận 44

4
MỞ ĐẦU

Hiện nay công tác điều tra môi trường phóng xạ đang được sự quan tâm
của các cấp chính quyền và dư luận xã hội. Đòi hỏi chung là phải cung cấp được
các thông tin có độ tin cậy cao, chi tiết, kịp thời, hình thức thể hiện dễ hiểu. Tuy
nhiên, công tác nghiên cứu điều tra chi tiết môi trường phóng xạ ở nước ta hiện
do nhiều đơn vị thực hiện; về cơ b
ản, nội dung nghiên cứu, điều tra đáp ứng
được các yêu cầu đặt ra cho từng dự án, nhiệm vụ cụ thể. Các đề án trên đã giải
quyết cơ bản được một số nhiệm vụ đặt ra trong công tác điều tra môi trường; đó
là xác định được suất liều chiếu ngoài do bức xạ gamma mặt đất gây nên, liều
chiếu trong qua đường ăn uống do các nuclít phóng xạ trong nước gây ra và qua
đường hô h
ấp do hít thở khí radon… Cuối cùng là xác định được tổng liều chiếu
tương đương hàng năm và thành lập bản đồ tổng liều chiếu tương đương hàng
năm cho các vùng đã nghiên cứu điều tra ở các tỷ lệ khác nhau.

Từ năm 2006 đến 2008, trong khuôn khổ đề án “Biên tập bản đồ phóng xạ
Việt Nam tỷ lệ 1: 1.000.000”, công tác tin học đã được áp dụng có hiệu quả
trong việc xử lý, biểu di
ễn bản đồ dạng số. Cơ sở dữ liệu sản phẩm của đề án
này bước đầu cho thấy hiệu quả rõ rệt của công nghệ thông tin trong việc lưu
giữ, biểu diễn, hiển thị kết quả cũng như truy suất số liệu, bản đồ ở các dạng
khác nhau một cách nhanh chóng, thuận tiện. Bên cạnh những kết quả đã đạt
được chúng ta c
ũng nhận thấy rằng trong công tác xử lý và hiển thị các kết quả
điều tra môi trường phóng xạ còn rất nhiều hạn chế:
- Đại lượng liều chiếu ngoài do bức xạ vũ trụ gây ra chưa được đề cập tới,
việc lựa chọn các tham số tham gia vào các công thức tính toán liều chiếu ngoài,
liều chiếu trong còn chưa cập nhật, tuân thủ các thông báo mới nhất của Uỷ ban
Năng lượ
ng Nguyên tử Quốc tế IAEA, dẫn đến kết quả tính toán tổng liều tương
đương hàng năm ở nước ta chưa thực sự phù hợp với kết quả điều tra của các
nước trong khu vực và trên thế giới.
- Trong công tác xử lý kết quả chúng ta chưa xác định được liều chiếu của
phông tự nhiên cho từng vùng, cho cả lãnh thổ, dẫn tới kết quả là chúng ta chưa chỉ
ra được vùng nào có li
ều chiếu tương đương hàng năm nhỏ hơn hoặc lớn hơn liều
giới hạn quy định 1mSv/năm (theo Nghị định số 50/1998 của Chính phủ).
- Việc phân vùng và chỉ thị bằng màu trên bản đồ còn tuỳ tiện chưa theo
một quy luật thống nhất.
- Công nghệ thông tin chưa được áp dụng vào công tác xử lý, hiển thị làm
hạn chế đến độ chính xác, năng suất và thông tin nhanh đến kết
điều tra môi
trường. Đặc biệt là các số liệu có tính nhạy cảm cao như số liệu quan trắc liên
tục môi trường phóng xạ, các số liệu điều tra, đánh giá các sự cố phóng
xạ…chưa được cập nhật và thông báo kịp thời.

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

5
nghệ số 04 ĐC – 09/HĐKHCN giao cho Liên đoàn Vật lý Địa chất thực hiện đề
tài “Nghiên cứu nâng cao chất lượng xử lý, hiển thị các kết quả điều tra chi tiết
môi trường phóng xạ”.
Mục tiêu của đề tài là: Nghiên cứu ứng dụng công nghệ thông tin nhằm
nâng cao chất lượng xử lý, hiển thị các kết quả điều tra chi tiết môi trường
phóng xạ. Nâng cao độ tin cậy, tính thống nh
ất và phổ biến kịp thời các kết quả
nghiên cứu chi tiết môi trường phóng xạ.
Đề tài được giao cho Trung tâm Nghiên cứu Ứng dụng Địa vật lý - Liên
đoàn Vật lý Địa chất tổ chức thực hiện trong 24 tháng kể từ tháng 1/2009 đến
tháng 12/2010. Tập thể tác giả đã hoàn thành các nội dung chủ yếu sau:
+ Thu thập các tài liệu của Uỷ ban Năng lượng Nguyên tử quốc tế IAEA,
của các tổ chức ICRP, UNSCEAR, ICRU, WHO (Wold Health Organization
Geneva).
+ Tập hợp các chuyên gia sâu về lĩnh vực môi trường phóng xạ, tổ chức
hội thảo, lựa chọn sử dụng các công thức của các tổ chức năng lượng nguyên tử
Quốc tế và trong nước công bố.
+ Nghiên cứu, lựa chọn sử dụng thống nhất các đại lượng đặc trưng như:
liều giới hạn, liều hấp thụ, liều tương đương, liề
u hiệu dụng tương đương…
+ Nghiên cứu lựa chọn công thức tính liều chiếu ngoài do bức xạ gamma
mặt đất gây ra; liều chiếu ngoài đối với bức xạ γ vũ trụ.
+ Nghiên cứu lựa chọn hệ phương trình hợp lý và các tham số phù hợp để
tính suất liều chiếu trong qua đường hô hấp, qua đường tiêu hoá.
+ Nghiên cứu lựa chọn phương pháp xác định phông bức xạ tự nhiên.
+ Nghiên cứu l

ựa chọn các tiêu chí xác định dị thường bức xạ.
+ Nghiên cứu lựa chọn phương pháp biểu diễn các đại lượng đặc trưng và
phương pháp phân vùng trong điều tra chi tiết môi trường phóng xạ.
+ Xây dựng các chương trình xử lý tự động để xử lý tính toán suất liều
chiếu ngoài và suất liều chiếu trong, hiển thị, biểu diễn, lưu giữ kết quả.
+ Nghiên cứu nâng cao trình độ công nghệ tin học trong công tác hi
ển thị
các kết quả điều tra, quan trắc môi trường và cập nhật thông tin nhanh các kết
quả điều tra chi tiết môi trường phóng xạ.
+ Thu nhập các tài liệu điều tra chi tiết môi trường phóng xạ hiện có ở đô
thị Điện Biên, vùng Dấu Cỏ, Thanh Sơn, Phú Thọ, sử dụng công nghệ tin học,
các chương trình xử lý tự động để xử lý các kết quả điều tra chi ti
ết môi trường
phóng xạ và so sánh các kết quả thu được trong nghiên cứu với những tài liệu
mới nhất của các tổ chức môi trường thế giới, các nước tiên tiến trong khu vực
và thế giới công bố như: IAEA, ICRP, TCRU, WHO, UNSCEAR, Uỷ ban Năng
lượng Mỹ, Nhật, cộng đồng Châu Âu, Bắc Âu.

6
Tập thể tác giả thực hiện đề tài gồm La Thanh Long, Nguyễn Ngọc Chân,
Nguyễn Thế Hùng, Nguyễn Thế Minh, Trần Anh Tuấn, Hoàng Đại
Lâm.v.v…do La Thanh Long làm chủ nhiệm.
Trong quá trình thực hiện đề tài, tập thể tác giả đã nhận được nhiều ý kiến
đóng góp quý báu của các chuyên gia hàng đầu về an toàn bức xạ, điều tra đánh
giá môi trường ở Vụ khoa học Công nghệ - Bộ Tài nguyên và Môi trường, Cục
Địa chất và Khoáng s
ản Việt Nam, Trung tâm Công nghệ Xử lý Môi trường
thuộc Bộ Tư lệnh Hóa học, Trung tâm An toàn Bức xạ và Môi trường thuộc
Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân, trường Đại học Mỏ-Địa chất.v.v… Tập
thể tác giả xin chân thành cảm ơn mọi sự quan tâm giúp đỡ có hiệu quả trên.

7
Chương I
THỐNG NHẤT CÁC THUẬT NGỮ VÀ ĐƠN VỊ TÍNH TOÁN
TRONG ĐIỀU TRA CHI TIẾT MÔI TRƯỜNG PHÓNG XẠ

Từ thập niên 90 của thế kỷ 20 trở lại đây, công tác điều tra chi tiết môi
trường phóng xạ đã được tiến hành trên 60 thị xã, thành phố, các vùng trọng
điểm kinh tế và các vùng mỏ có chứa phóng xạ. Nhiệm vụ điều tra đã được
nhiều đơn vị trong Bộ
Công nghiệp trước đây, Bộ Tài nguyên và Môi trường
hiện nay triển khai. Bước đầu các đề án điều tra đã thu được một số kết quả đáng
khích lệ song còn bộc lộ một số hạn chế:
- Các thuật ngữ về các đại lượng điều tra môi trường phóng xạ như: liều
lượng (dose), liều giới hạn (dose limits), liều hấp thụ (absorbed dose), liều tương
đương (equivalent dose), liều hi
ệu dụng tương đương (effective dose
equivalent), phông bức xạ tự nhiên (natural background radiation)…chưa có
nhận thức thống nhất dẫn tới việc đánh giá tổng liều hàng năm lên cộng đồng
dân cư, liều giới hạn của dân chúng theo Nghị định 50 CP/1998/NĐCP là thực
sự chưa chính xác.
- Đồng thời việc sử dụng các đơn vị đo lường trong điều tra chi tiết môi
trường phóng xạ như: hoạ
t độ phóng xạ (Bq), hoạt độ riêng (Bq/kg), hàm lượng
phóng xạ (Bq/m
3

), hoạt độ bề mặt (Bq/cm
2
), sự chiếu xạ (C/kg), giá trị chiếu xạ
(A/kg), liều (Gy), liều tương đương (Sv), v.v… cũng còn sử dụng tuỳ tiện chưa
có quy định thống nhất, dẫn đến việc khai thác tài liệu vào nhiều mục đích khác
nhau sau này gặp khó khăn. Nói tóm lại do chưa có sự thống nhất về các thuật
ngữ và đơn vị trong điều tra chi tiết môi trường phóng xạ nên các kết quả đạt
được chưa có s
ức thuyết phục và chưa hòa nhập được với tài liệu của các nước
trong khu vực và trên thế giới.
Để không ngừng nâng cao chất lượng tài liệu và hiệu quả trong công tác
điều tra chi tiết môi trường phóng xạ và hoà nhập với tài liệu điều tra của thế
giới, cần phải có sự thống nhất về nhận thức các thuật ngữ sử dụng trong điều
tra chi tiết môi trườ
ng phóng xạ ở các đơn vị.
I. Các thuật ngữ, định nghĩa
- Căn cứ Luật năng lượng nguyên tử số 18/2008/QH12 của nước Cộng
hòa xã hội chủ nghĩa Việt Nam, ngày 03 tháng 6 năm 2008.
- Căn cứ Tiêu chuẩn Việt Nam TCVN 6866/2001 về an toàn bức xạ, giới
hạn liều đối với nhân viên bức xạ và dân chúng.
Trên cơ sở tham khảo các tài liệu do cơ quan Năng lượng Nguyên tử
Quốc tế
công bố, gồm: Tiêu chuẩn cơ bản về an toàn đối với việc bảo vệ bức xạ.
IAEA-1982; Tiêu chuẩn cơ bản quốc tế về an toàn bảo vệ phòng chống bức xạ
ion hoá và an toàn đối với các nguồn phóng xạ của IAEA-1996. Thông báo của
nhà nước Liên bang Nga, Hợp chủng quốc Hoa Kỳ, Ủy ban châu Âu… Chúng

8
tôi đề xuất thống nhất các thuật ngữ, định nghĩa các đại lượng điều tra môi
trường như sau:

1. Bức xạ (radiation): Là chùm hạt hoặc sóng điện từ có khả năng ion hoá
vật chất.
2. Nguồn bức xạ: Là nguồn phóng xạ hoặc thiết bị bức xạ.
3. Chất phóng xạ: Là chất phát ra bức xạ do quá trình phân rã hạt nhân,
chuyển mức năng lượng hạt nhân, có hoạt
độ phóng xạ riêng hoặc tổng hoạt độ
lớn hơn mức miễn trừ.
4. Chất thải phóng xạ: Là chất thải chứa chất phóng xạ hoặc vật thể bị
nhiễm bẩn phóng xạ phải thải bỏ.
5. Sự cố bức xạ: Là những tai biến, rủi ro xảy ra trong quá trình tiến hành
công việc bức xạ, gây ra hoặc có thể gây ra hậu quả bức xạ nguy hiểm
đối với
sức khoẻ con người và môi trường.
6. An toàn bức xạ: Là việc thực hiện các biện pháp chống lại tác hại của
bức xạ, ngăn ngừa sự cố hoặc giảm thiểu hậu quả của chiếu xạ đối với con
người, môi trường.
7. Kiểm soát bức xạ: Là việc thực hiện các biện pháp hành chính và kỹ thuật
nhằm quản lý cơ sở bứ
c xạ, nguồn bức xạ, địa điểm cất giữ chất thải phóng xạ và
công việc bức xạ.
8. Hoạt độ phóng xạ (activity): Là đại lượng biểu thị số hạt nhân phân rã
phóng xạ trong một đơn vị thời gian.
9. Phông bức xạ tự nhiên (natural background radiation): Là những bức
xạ có nguồn gốc tự nhiên như:
- Bức xạ từ vũ trụ.
- Bức xạ từ
các hạt nhân tự nhiên có trong đất đá, không khí, nước, cơ thể
con người và sinh vật, vật liệu…
10. Sự chiếu xạ: Là sự tác động của bức xạ vào con người, môi trường,
động vật, thực vật hoặc một đối tượng vật chất khác.

11. Liều chiếu xạ: Là đại lượng đo mức độ chiếu xạ.
12. Liều xạ chiếu trong: Là liều bức xạ do bị chi
ếu bằng các chất phóng
xạ xâm nhập vào bên trong cơ thể (do ăn, uống, hít thở các chất phóng xạ vào
người) và các chất phóng xạ có ngay trong cơ thể con người.
13. Liều xạ chiếu ngoài: Là liều bức xạ do bị chiếu xạ bằng các nguồn bức
xạ ở bên ngoài cơ thể.
14. Liều xạ cá nhân: Là liều bức xạ tính riêng cho mỗi cá nhân.
15. Liều xạ tập thể: Là liều bức xạ tính cho mộ
t tập thể người cùng chịu
một liều trung bình như nhau.

9
16. Liều xạ giới hạn: Là giá trị liều bức xạ được quy định, không được
phép vượt quá.
17. Liều xạ quá liều: Là sự chiếu xạ vượt quá liều giới hạn.
18. Hiệu ứng cấp: Là hiệu ứng có hại xảy ra sau một thời gian ngắn khi bị
chiếu xạ một lần với liều cao.
19. Tẩy xạ: Là quá trình loại bỏ hoặc làm giảm các chất bẩn phóng xạ
ở
bên trong hoặc trên bề mặt của đối tượng xuống mức cho phép.
20. Thiết bị đo lường bức xạ: Là thiết bị, máy móc dùng để đo liều bức
xạ, hoạt độ nguồn phóng xạ, xác định các đồng vị phóng xạ, v.v…
21. Liều xạ kế cá nhân: Là dụng cụ để đo liều bức xạ cá nhân.
22. Máy cảnh báo bức xạ: Là thiết bị, máy móc dùng để phát ra tín hiệu
thông báo li
ều bức xạ vượt quá một mức nhất định có khả năng gây nguy hiểm
cho sức khoẻ con người.
23. Hiệu chuẩn: Là so sánh các máy đo với máy đo chuẩn hoặc nguồn bức
xạ chuẩn để hiệu chỉnh sai lệch, bảo đảm số đo của máy là tin cậy.

24. Kiểm xạ: Là việc đo liều chiếu xạ hoặc đo mức nhiễm bẩn phóng xạ
để
đánh giá, kiểm soát mức độ chiếu xạ do bức xạ hoặc chất phóng xạ gây ra.
25. Vùng kiểm soát bức xạ: Là vùng mà ở đó cần áp dụng những biện
pháp an toàn bức xạ thích hợp (như hạn chế ra vào, kiểm xạ cá nhân, theo dõi
sức khoẻ đặc biệt…).
26. Nhiễm bẩn phóng xạ: Còn được gọi là nhiễm xạ hoặc nhiễm phóng
xạ. Bình thường hoạt độ phóng xạ riêng không vượt quá 70 kilô Becquerel trên
1kilôgam (kBq/kg), nh
ưng vì lý do nào đó hoạt độ phóng xạ riêng đã quá giới
hạn đó.
27. Liều hấp thụ (absorbed dose): Là đại lượng vật lý cơ bản, tính bằng
jun trên kilôgam (J.kg
-1
được

gọi là gray (Gy) xác định như sau:
dE
D =
dm
Trong đó: dE là năng lượng trung bình được truyền bởi bức xạ ion hoá
vào thể tích yếu tố của vật chất.
dm là khối lượng vật chất thể tích của yếu tố đó.
28. Liều tương đương: H
T,R
(equivalent dose): Là liều lượng H
T,R
tính
bằng J.kg
-1

được gọi là Sievent (Sv), xác định như sau:
H
T,R
= D
T,R
.W
R

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

10
W
R
là trọng số bức xạ đối với loại bức xạ R. Khi trường bức xạ gồm nhiều
loại bức xạ với các trọng số bức xạ W
R
khác nhau thì liều tương đương được xác
định theo: H
T,R
= ΣW
R
.

D
T,R

29. Liều hiệu dụng E (effective dose): Là đại lượng E tính bằng (J.kg

-1
)
được gọi là Sievert (Sv), là tổng liều tương đương của từng loại mô nhân với trọng
số mô tương ứng:
E = ΣW
T
.

H
T

Trong đó:
H
T
là liều tương đương của mô T;
W
T
là trọng số mô của T.
30. Trọng số bức xạ (radiation weighting factor): Là hệ số nhân đối với
liều hấp thụ dùng để tính hiệu quả tương đối của các bức xạ khác nhau trong
việc gây ảnh hưởng đến sức khoẻ con người. Ví dụ như trọng số bức xạ của bức
xạ γ, β, các điện tử là 1, của các hạt α là 20, các hạt nơtrôn là t
ừ 5 đến 20 tuỳ
thuộc năng lượng.
31. Trọng số mô, W
T
(tissue weighting factor): Là các hệ số nhân của liều
tương đương đối với một cơ quan hoặc tổ chức mô dùng cho mục đích an toàn
bức xạ để tính độ nhạy cảm bức xạ khác nhau của các cơ quan và tổ chức mô đối
với các hiệu ứng ngẫu nhiên của bức xạ. Ví dụ: như

Cơ quan sinh dục: W
T
= 20
Tuỷ sống: W
T
= 0,12
Phổi: W
T
= 0,12
Dạ dày: W
T
= 0,12
v.v…
32. Chiếu xạ nghề nghiệp (occupational exposure): Là tất cả các loại chiếu
xạ đối với nhân viên bức xạ trong quá trình làm việc.
33. Chiếu xạ dân chúng (public exposure): Là sự chiếu xạ đối với các
thành viên dân chúng từ các nguồn bức xạ, không kể chiếu xạ nghề nghiệp,
chiếu xạ y tế và phông bức xạ tự nhiên ở khu vực bình thường, nhưng có tính tới
chiếu xạ gây ra bởi các nguồn bức xạ
và các công việc bức xạ đã được cấp phép
và chiếu xạ trong các trường hợp can thiệp.
34. Chiếu xạ tiềm năng (potential exposure): Là sự bức xạ không được dự
tính trước nhưng có thể xảy ra từ một sự cố bức xạ hoặc một nguồn phóng xạ tự
nhiên, ví dụ: hỏng hóc các thiết bị chứa nguồn phóng xạ hoặc sai sót khi vận hành.
35. Chiếu xạ tự nhiên (natural exposure): Là chiế
u xạ gây ra bởi các
nguồn tự nhiên.
36. Các nguồn tự nhiên (natural sources): Là các nguồn bức xạ thường
gặp trong tự nhiên bao gồm bức xạ vũ trụ và các nguồn bức xạ của trái đất.

11
37. Chất thải phóng xạ (radioactive waste): Là vật chất bất kỳ có hình hài
còn sót lại từ các hoạt động và trong tương lai không còn sử dụng, nó chứa đựng sự
nhiễm bẩn vật chất phóng xạ và có hoạt độ hoặc hàm lượng phóng xạ cao hơn mức
cho phép cần phải dọn sạch.
38. Working level (WL): Là đơn vị năng lượng α (tổng năng lượng trên một
đơn vị thể tích không khí, được sinh ra bởi các hạt
α trong dãy phân rã của mỗi
nguyên tử hay con cháu của chúng trong một đơn vị thể tích không khí). Do tồn tại
con cháu radon và thoron tương đương phát ra năng lượng anpha 1,3×10
5
MeV
trong 1 lít không khí. Trong hệ SI đơn vị WL tương đương 2,1×10
-5
J/m
3
.
II. Các đơn vị đo lường hợp pháp
Trong bảng 1 chúng tôi trình bày bảng tổng hợp tên gọi và các đơn vị trong hệ
SI do cơ quan Năng lượng Nguyên tử quốc tế IAEA thông báo năm 2003.
Bảng 1
Tên gọi
Ký
hiệu
Đơn vị
Cách dùng-Hệ số chuyển đổi
với các đơn vị cũ
- Hoạt độ phóng xạ A
Becquerel
(Bq)

Hoạt độ phóng xạ của vật thể
- Hoạt độ phóng xạ
riêng
a Bq/kg
Hoạt độ phóng xạ của một đơn vị
khối lượng
- Hàm lượng phóng xạ C
A
Bq/m
3
Hoạt độ phóng xạ của chất khí
hoặc chất lỏng
- Hoạt độ phóng xạ bề
mặt
a
S
Bq/m
2
Hoạt độ phóng xạ trên một đơn vị
diện tích
- Sự chiếu xạ X
Culông/kg
(C/kg)
Ảnh hưởng ion hoá của tia X và
tia γ trong không khí
- Giá trị chiếu xạ X’
Ampe/kg
(A/kg)
Sự chiếu xạ trên 1 đơn vị thời
gian, trường bức xạ gamma

1µR/h = 7,17×10
-14
A/kg
- Liều chiếu (Dose) D Gray (Gy) Liều hấp thụ 1rad = 10
-2
Gy
- Giá trị liều chiếu D’ Gy/g
Trường bức xạ gamma
1µR/giờ = 8,69nGy/giờ
- Liều tương đương
(Dose equivalent)
H Sievert
Ảnh hưởng sinh học của bức xạ
1 Rem =10
-2
Sv
- Liều tương đương
(Equivalent dose)
H
T
Sievert
(Sv)
Ảnh hưởng sinh học của bức xạ

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

liều photon (photon
dose equivalent rate)
H’
X
Sievert/gy
(Sv/gy)
Tương đương liều trên 1 đơn vị
thời gian


12
Chương II
CÁC PHƯƠNG PHÁP XÁC ĐỊNH SUẤT LIỀU CHIẾU
HIỆU DỤNG HÀNG NĂM CỦA BỨC XẠ TỰ NHIÊN

Trong điều tra chi tiết môi trường phóng xạ, đại lượng suất liều chiếu
trung bình hàng năm của bức xạ tự nhiên tác dụng lên cơ thể con người là đại
lượng quan trọng, cần xác định chính xác để làm cơ sở so sánh với giá trị liều
giới hạn mà Nghị
định 50CP/1998-NĐ/CP của Chính phủ đã ban hành. Liều giới
hạn bao gồm cả liều chiếu trong và liều chiếu ngoài.
Dưới đây ta sẽ trình bày sơ đồ dịch chuyển của các nuclit phóng xạ tự
nhiên trên bề mặt trái đất gây ra suất liều chiếu trung bình hàng năm lên cơ thể
con người.

Cho đến thời điểm năm 2010, ở nước ta chưa có một công trình nghiên
cứu nào công bố
các phương pháp xác định suất liều, và cũng chưa có một văn
bản nào có tính chất pháp quy để quy định các phương pháp xác định đại lượng
này. Chỉ có phương pháp xác định liều tương đương được trình bày trong phần
phụ lục của Quy phạm Kỹ thuật thăm dò phóng xạ đã được Bộ Công nghiệp ban
hành năm 1998.
Trong báo cáo này chúng tôi sẽ trình bày các phương pháp xác định suất
liều chiếu trung bình năm của bức xạ t
ự nhiên tác dụng lên cơ thể con người.
Đây là các phương pháp được Ủy ban năng lượng quốc tế (IAEA), Ủy ban quốc
tế về an toàn bức xạ (ICRP) công bố dưới dạng các tài liệu hướng dẫn và các
thông báo thường niên.
II.1. Phương pháp xác định suất liều hiệu dụng chiếu ngoài
Suất liều chiếu ngoài được đóng góp bởi hai thành phần: bức xạ gamma
vũ trụ và bức xạ gamma tự nhiên của
đất đá.
II.1.1. Xác định suất liều chiếu ngoài đối với bức xạ gamma vũ trụ
Bằng nhiều công trình nghiên cứu, Ủy ban UNSCEAR đã đi đến thống
nhất quan điểm: có hai thành phần đóng góp chủ yếu vào suất liều bức xạ của tia
vũ trụ đó là thành phần ion trực tiếp và thành phần phôtôn + nơtrôn. Các thành
phần trên đều phụ thuộc vào độ cao so với mặt nước bi
ển. Liều hiệu dụng tại
Chi
ế
u tron
g
Suất liều
(Dose)

Nguồn
Nguồn
Cơ thể
Hít thở (chiếu trong)
Chiếu ngoài
Không
khí
Đất đá
Thức ăn
1
2
3

13
mặt nước biển được xác định là 32nGy/h. Nếu sử dụng yếu tố bảo vệ (sự che
chắn của các công trình xây dựng trung bình là 0,8 thì suất liều hiệu dụng trong
nhà là 26nGy/h. Năm 1993 Ủy ban UNSCEAR đã thống nhất thông báo sử dụng
công thức tính liều hiệu dụng hàng năm do bức xạ vũ trụ gây ra trên các độ cao
khác nhau được tính theo công thức của Bouville và Lowder.
[
]
Z
eeEZE
4528,06429,1
11
79,021,0)0()(
−−
+= (1)
Ở đây E
1

(0) là suất liều tại mặt nước biển: 240 µSv/năm
II.1.2. Xác định suất liều chiếu ngoài do bức xạ gamma tự nhiên
Các thành phần của bức xạ gamma tự nhiên tham gia vào suất liều chiếu
ngoài bao gồm sự chiếu xạ gamma trong nhà và sự chiếu xạ gamma ngoài nhà.
Để xác định suất liều chiếu ngoài, phải xác định suất liều hiệu dụng trung bình
hàng năm đối với bức xạ gamma tác dụng lên cơ th
ể con người.
Xác định liều hiệu dụng hàng năm phải tính đến hệ số chuyển đổi từ liều
hấp thụ trong không khí sang liều hiệu dụng và hệ số cư trú trong nhà. Giá trị
trung bình của các tham số này là khác nhau cùng với độ tuổi của dân số và điều
kiện môi trường (khí hậu, thời tiết) tại nơi khảo sát. Trong thông báo của
UNSCEAR năm 1993, Ủy ban cho phép sử dụng hệ số chuy
ển đổi từ liều hấp
thụ trong không khí sang liều hiệu dụng đối với lứa tuổi người lớn là 0,7 Sv/Gy


và 0,8 là hệ số cư trú trong nhà, ngoài nhà là 0,2. Từ các số liệu trên Ủy ban đã
đưa ra công thức tính liều hiệu dụng hàng năm như sau:
- Trong nhà:
7,08,08760
×
×
×
=
TTN
DE
(mSv/năm) (2)
Trong đó D
T
là liều hấp thụ không khí trong nhà nGy/h.

- Ngoài nhà :
7,02,08760
×
×
×
=
NNN
DE (mSv/năm) (3)
Trong đó D
N
là liều hấp thụ không khí ngoài nhà nGy/h.
Ủy ban UNSCEAR cũng đã thông báo kết quả xác định liều hiệu dụng
chiếu ngoài đối với các nước dao động từ 0,3 đến 0,6 mSv.
Vậy công thức tổng quát xác định được suất liều hiệu dụng chiếu ngoài
hàng năm như sau:
6
107,0
−
×××= tDE
a
(4)
Trong đó: E là suất liều hiệu dụng (mSv/năm);
D
a
là liều hấp thụ trong không khí (nGy/h);
t là thời gian chiếu xạ (giờ) ;
0,7 là hệ số chuyển đổi (Sv/Gy) cho toàn bộ cơ thể con người.
II.2. Phương pháp xác định suất liều hiệu dụng chiếu trong
Suất liều hiệu dụng chiếu trong hàng năm ảnh hưởng lên cơ thể con người
bị xâm nhập bởi hai con đường: hô hấp và tiêu hóa (chủ yếu là nước ăn uống).

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

14
Trong không khí có rất nhiều nuclit phóng xạ, khi ta hít thở các nuclit
xâm nhập vào cơ thể tạo ra suất liều hiệu dụng chiếu trong. Trong số các nuclit
đó, radon là sản phẩm phân rã trong dãy
238
U đóng góp tới 50% liều hiệu dụng
hàng năm. Radon có đặc tính kích thích, ion hóa các tế bào sống và phá hủy các
tế bào. Radon xâm nhập vào cơ thể con người qua đường hô hấp và tiêu hóa. Có
nhiều công trình nghiên cứu đã đưa ra cùng kết luận: hít thở khí radon và các
sản phẩm con cháu xem như là nguyên nhân thứ hai dẫn đến ung thư phổi sau
thuốc lá. Chính vì tầm quan trọng như vậy nên Ủy ban bảo vệ môi trường Hợp
chủng quốc Hoa Kỳ quy định mức n
ồng độ radon trong nhà cho phép 4 pCi/l
(∼148 Bq/m
3
). Uỷ ban môi trường của cộng đồng châu Âu quy định mức nồng
độ radon trong nhà cho phép là 200 Bq/m
3
.
Việc xác định liều hấp thụ đối với tế bào bị chiếu của cơ quan hô hấp trên
1 đơn vị chiếu xạ do
222
Rn đối với cộng đồng nói chung có thể nhận được nhờ
thông tin về sự phân bố các hạt son khí, tốc độ hít thở, sự lắng đọng một ít trên
đường đi, tốc độ làm sạch chất nhầy vùng tế bào bị xâm nhập.
Tốc độ hít thở là yếu tố quan trọng nhất, quyết định khối lượng thể tích
khí đi vào trong phổi. Nó có thể làm thay đổi suất liều hiệu dụ

ng trên một đơn vị
hàm lượng Rn trong không khí bằng hệ số 2. Tất nhiên tốc độ hít thở của từng cá
nhân là không dễ dàng đo được do mức hoạt động, độ tuổi, giới tính… khác
nhau. Tốc độ hít thở của người lớn (con trai) được xác định trung bình là
0,45m
3
/h trong thời gian nghỉ 8 giờ/ngày và 1,2m
3
/giờ trong các hoạt động 16
giờ/ngày. Giá trị này cho người lớn (phụ nữ) là thấp hơn 20% trong thời gian
nghỉ và thấp hơn 5% khi làm việc. Ủy ban UNSCEAR đã thống nhất giá trị hít
thở trung bình cho người lớn (đàn ông) là 22,3m
3
/ngày và cho người lớn (đàn
bà) là 17,7m
3
/ngày.
Việc tính suất liều của liều hấp thụ đối với tế bào chính của biểu mô bì
cuống phổi trên 1 đơn vị chiếu xạ nhận được dãy các giá trị 5 đến 25 nSv
(Bq.g.m
-3
)
-1
. Giá trị trung bình được xác định 9 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
cho điều kiện
trong nhà, với tốc độ hít thở 0.6m
3

/giờ, đường kính sol khí trung bình từ (100 ÷
150) nm và phần tử độc lập là 0.05. Hệ số trọng số mô được phân ra từng phần
nhỏ cho miền cuống phổi là 0.08. Hệ số phẩm chất là 20. Liều hiệu dụng trên 1
đơn vị EEC là 15 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
. Liều ở vùng phổi là nhỏ hơn nhiều.
Giá trị chính thức của hệ số chuyển đổi suất liều được UNSCEAR thừa
nhận là 9 nSv (Bq.h.0,1
-3
)
-1
. Giá trị này được xem là gần đúng cho phép tính suất
liều hiệu dụng trung bình.
Hiện nay ở nước ta chưa có một công trình nào tập trung nghiên cứu về
độ rủi ro (thiệt hại) do liều chiếu của radon lên cơ thể con người. Vì vậy chưa
đưa ra được phương pháp tính liều chiếu hiệu dụng của radon qua đường hô hấp.
Ở chuyên đề này chúng tôi sẽ trình bày cách tính suất liều hiệu dụng hàng năm
của radon qua đường hô hấ
p đã được Ủy ban năng lượng quốc tế (IAEA) và Uỷ
ban quốc tế về an toàn bức xạ hạt nhân (UNSCEAR) thông báo từ năm 1993 và
đến bây giờ vẫn còn hiệu lực. Nếu ta gọi hàm lượng (nồng độ) phóng xạ của khí
radon trong không khí là CA (Bq/m
3
); sử dụng hệ số chuyển đổi là : 9 nSv

15
(Bq.g.m
-3

)
-1
, hệ số cân bằng giữa radon và các sản phẩm phân rã ở ngoài nhà là 0.6,
còn ở trong nhà là 0.4. Thời gian cư trú trong nhà là 0.8, thời gian sinh hoạt ở ngoài
nhà là 0.2. Vậy suất liều hiệu dụng hàng năm do radon (
222
Rn) tác dụng lên cơ thể
con người qua con đường hô hấp sẽ được tính bằng hệ phương trình sau:
Trong nhà:
E
hd
(Rn) = CA × 0.4 × 7000giờ × 9 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
, đơn vị là (mSv/năm)
Ngoài nhà:
E
hd
(Rn) = CA×0.6×1760gìơ ×9 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
, đơn vị là (mSv/năm) (5)
Uỷ ban quốc tế về an toàn bức xạ hạt nhân đã thông báo: hàm lượng đặc
trưng trung bình của radon trong nhà trên toàn thế giới là 40 Bq/m
3
, hàm lượng
đặc trưng trung bình của radon ngoài nhà là 10 Bq/m
3

. Áp dụng hệ phương trình
(5) ta tính được liều hiệu dụng hàng năm đối với nhân dân toàn thế giới do hít
thở phải khí radon và các sản phẩm phân rã của nó là :
Trong nhà:
E
hd
(Rn) = 40 Bq/m
3
× 0.4 × 7000g × 9 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 1.0 (mSv/năm)
Ngoài nhà:
E
hd
(Rn) = 10 Bq/m
3
×0.6×1760giờ×9 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.095 (mSv/năm)
Vậy liều hiệu dụng của radon và các sản phẩm phân rã được đánh giá
bằng ~ 1.1 mSv/ năm. Hàm lượng thoron (
222
Rn) là vào khoảng 10 Bq/m
3
ngoài
nhà và trong nhà cũng xấp xỉ như vậy. Tuy nhiên không thể sử dụng hàm lượng

này để tính suất liều khi mà hàm lượng của nó phụ thuộc mạnh vào đoạn đường
từ nơi sinh ra nó đến vị trí đo. Đánh giá hàm lượng tương đương cân bằng như
đã miêu tả ở trên. Xác định liều hiệu dụng hàng năm đối với thoron ta sử dụng
hệ số chuyển đổi của thoron là 40 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
đã được UNSCEAR và ICRP
công bố năm 1993, thời gian cư trú trong nhà là 0.8 (~ 7000 giờ), thời gian cư
trú ngoài nhà là 0.2 (~ 1760 giờ), gọi CT (EEC) là hàm lượng thoron trong
không khí, hệ phương trình xác định suất liều hiệu dụng của thoron là:
Trong nhà:
E
hd
(Th) = CT (EEC) ×7000 giờ × 40 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
(mSv/năm)
Ngoài nhà:
E
hd
(Th) = CT (EEC) ×1760 giờ×40 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
(mSv/năm) (6)
Theo thông báo của UNSCEAR thì hàm lượng tương đương của thoron
trong không khí ở trong nhà là 0.3 Bq/m
3

và ngoài nhà là 0.1 Bq/m
3
. Từ phương
trình 2 ta xác định được suất liều hiệu dụng hàng năm là :
Trong nhà:
E
hd
(Th) = 0.3 Bq/m
3
×7000 giờ×40 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.084 mSv/năm
Ngoài nhà:
E
hd
(Th) = 0.1 Bq/m
3
×1760 giờ×40 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.007 mSv/năm

16
Vậy liều hiệu dụng trung bình hàng năm từ các sản phẩm phân rã trong
dãy thoron trên toàn thế giới được đánh giá = 0.09 mSv/năm.
Để xác định toàn diện sự đóng góp vào liều hiệu dụng ta còn cần quan
tâm thêm đến 2 quá trình chiếu xạ của khí radon và thoron.

1) Quá trình chiếu xạ của khí radon, thoron qua đường hô hấp hoà trộn
trong máu, phân bố trên toàn cơ thể.
Hệ số liều hiệu dụng do radon và thoron hoà tan trong máu từ một lượng
xâm nhập qua con đường hô hấ
p đã được UNSCEAR thông báo năm 1993 là
0.17 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1

Liều hiệu dụng của radon xâm nhập theo con đường được xác định:
Trong nhà:
E
hd
(Rn) = CA x7000g × 0.17 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
Ngoài nhà:
E
hd
(Rn) = CA x 1760g × 0.17 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
(7)
Nếu thay hàm lượng khí radon trong nhà trên toàn thế giới là 40 Bq/m
3
và hàm
lượng khí radon ngoài nhà trung bình là 10 Bq/m

3
vào hệ phương trình (7) ta được:
Trong nhà:
E
hd
(Rn) = 40 Bq/m
-3
× 7000g × 0.17 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.048 mSv/năm
Ngoài nhà:
E
hd
(Rn) = 10 Bq/m
-3
× 1760g × 0.17 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.003 mSv/năm
Đối với thoron là:
Trong nhà:
E
hd
(Th) = CA × 7000g × 0.11 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1

Ngoài nhà:
E hd(Th) = CA ×1760g × 0.11 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
(8)
Nếu thay hàm lượng khí thoron trong nhà và ngoài nhà trên toàn thế giới
là 10 Bq/m
3
vào hệ phương trình (8) thì liều hiệu dụng của thoron là:
Trong nhà:
E
hd
(Th) = 10 Bq/m
-3
×7000g × 0.11 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.008 mSv/năm
Ngoài nhà:
E
hd
(Th) = 10 Bq/m
-3
× 1760g × 0.11 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.002 mSv/năm

2) Quá trình chiếu xạ của khí radon từ nứơc trong vòi chảy ra
Radon từ nước trong vòi chảy ra có thể chiếu xạ trong qua đường tiêu hoá
qua con đường nước uống và do hít thở radon bay vào không khí khi sử dụng.
Hàm lượng khí radon trong nước được UNSCEAR thông báo là 10 KBq/m
3
. Tỷ

17
lệ hàm lượng khí trên nước là 7000g/ năm. Hệ số liều hít thở được áp dụng như
trong không khí, lượng nước tiêu thụ từ trong vòi chảy ra là 60 l/năm, xác định
hệ số chuyển đổi liều tiêu hoá là 3.5 nSv/Bq.
Xác định liều hiệu dụng qua đường hít thở khí từ nước trong vòi bay ra
theo phương trình (9)
E
hd
(ht) = C
Rn
×10
-4
× 7000g × 0.4 × 9 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
(9)
Xác định liều hiệu dụng qua đường tiêu hoá từ nước vòi chảy ra theo
phương trình (10).
E
hd
(Th) = C
Rn

×60l/năm×10
-3
m
3
/năm×3.5 nSv/Bq (10)
Trong đó C
Rn
là hàm lượng radon trong nước.
Thay giá trị hàm lượng radon trong nước trung bình trên toàn thế giới đã
được UNSCEAR cung cấp là 10 Bq/m
3
vào phương trình (9) và (10) ta được:
E
hd
(Rn) = 10 KBq/m
-3
×10
-4
×7000g× 0.4× 9 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.025 mSv/năm
E
hd
(Th) =10 KBq/m
-3
× 60l/năm×10
-3
m

3
/năm×3.5 nSv/Bq = 0.002 mSv/năm
Trong điều tra chi tiết môi trường phóng xạ ở nước ta chưa có đầy đủ thiết
bị để đo được đầy đủ các đại lượng trên. Chúng ta mới đo được radon trong
không khí trong và ngoài nhà, vậy chỉ áp dụng hệ phương trình (5) và (6) để tính
toán liệu hiệu dụng đối với radon và các sản phẩm phân rã của nó. Còn các hệ
phương trình tính toán khác phục vụ cho việc tham khảo và có thể sẽ sử dụ
ng
trong tương lai.
Vậy suất liều chiếu trong hàng năm gây ra qua đường hít thở được xác
định bằng công thức sau:
)()()()( NNThTNThNNRnTNRn
hd
EEEEE
+
+
+
=
∑
(11)
Trong đó:
)(TNRn
E ,
)(NNRn
E là suất liều hiệu dụng của radon trong nhà và
ngoài nhà.
)(TNTh
E
)(NNTh
E là suất liều hiệu dụng của thoron trong nhà và ngoài nhà .

II.2.2. Xác định suất liều hiệu dụng chiếu trong qua đường tiêu hóa
Sự chiếu xạ qua đường tiêu hoá xảy ra khi các nuclit phóng xạ có trong
lương thực, thực phẩm, rau quả, nước uống. Sau khi xâm nhập vào con người,
các nuclit phóng xạ sẽ tập trung trong các tế bào mô, trong các cơ quan chức
năng của cơ thể, trong máu và gây ra quá trình chiếu xạ bên trong. Lượng xâm
nhập hàng năm vào cơ thể con người qua đường tiêu hoá của các nuclit phóng
xạ tự nhiên phụ thuộc vào số lượng tiêu thụ lương thực thực phẩm, nước uống
và hàm lượng các nuclit phóng xạ có trong chúng.
Lượng lương thực, thực phẩm, nước uống tiêu thụ hàng năm được trình
bày trong bảng 1. Số liệu này đã được tổ chức bảo vệ sức khoẻ thế giới (WHO)
và tổ chức nông nghiệp và lương thực thế giới (FAO) cung cấp. Trong đó số
lượng tiêu thụ cho trẻ em (từ 7 đến 12 tuổi) và hài nhi (<2 tuổi) bằng 2/3 so với

18
người lớn. Loại trừ sản phẩm sữa, hài nhi và trẻ em tiêu thụ nhiều hơn. Lượng
nước dùng trong ăn uống dựa vào số liệu của Uỷ ban bảo vệ bức xạ (ICRP)
thông báo. Mặc dù giá trị phân loại là có sự thống nhất, nhưng cũng có một số
đánh giá khác, do thế giới rộng lớn và lượng sử dụng từng loại là còn phụ thuộc
vào vùng miền. Chẳng hạ
n lượng sữa tiêu thụ ở châu Á là thấp, lượng tiêu dùng
rau quả ở châu Phi là thấp.
Hàm lượng các nuclít phóng xạ thường gặp trong tự nhiên trong lương
thực, thực phẩm…của từng quốc gia là rất khác nhau (do mức phông bức xạ
khác nhau, điều kiện nông nghiệp, thời tiết…ảnh hưởng tới). Điều đó đã được
Uỷ ban An toàn Bức xạ (UNSCEAR) thông báo năm 1993 trong bảng hướng
dẫn lý lịch v
ề các loại rau, trái cây hoặc cá.
Việc xác định các nuclít phóng xạ trong lương thực, thực phẩm… dùng
hàng ngày của dãy uran, thori bằng cách nhân hàm lượng hiện có trong thức ăn,
trong nước với số lượng sử dụng hàng năm của người lớn. Theo thông báo của

(UNSCEAR) năm 1993 trong nước uống hàm lượng
210
Pb và
210
Po là cao nhất;
232
Th,
230
Th có hàm lượng thấp nhất;
226
Ra và
238
U có hàm lượng trung bình. Bởi
vì nước uống là môi trường dễ hoà tan của uran và radi, nó là đối tượng cần thiết
phải xác định số lượng xâm nhập qua đường tiêu hoá.
Bảng 1: Số lượng tiêu thụ (sử dụng) không khí, lương thực, thực phẩm,
rau quả, nước uống hàng năm.
Tốc độ hít thở (m
3
/năm)
Đối tượng tiêu thụ
Hài nhi Trẻ em Người lớn
Không khí 1.900 5.000 7.300
Giá trị tiêu thụ (kg/năm)
Đối tượng tiêu thụ
Hài nhi Trẻ em Người lớn
Các sản phẩm sữa 120 110 105
Sản phẩm thịt 15 35 50
Sản phẩm gạo 45 90 140
Rau có lá 20 40 60

Cây có củ và trái cây 60 110 170
Sản phẩm cá tôm 5 10 15
Nước uống và các
loại đồ uống
150 350 500
Trong hầu hết các tài liệu công bố của các tổ chức quốc tế như: IAEA,
UNSCEAR, ICRP, ICRU…từ năm 1993 trở lại đây, khi xác định liều chiếu
trong, người ta chỉ quan tâm đến hàm lượng các nuclít phóng xạ của dãy Uran
và dãy Thori trong lương thực, thực phẩm và nước uống…còn hàm lượng
40
K
trong các đối tượng trên là không quan tâm. Bởi vì,
40
K là đồng vị luôn giữ cân

19
bằng trong quá trình trao đổi chất và được duy trì trong cơ thể ở mức không phụ
thuộc vào số lượng đưa vào. Nguyên tố
40
K được phân bố không thay đổi có thể
nhiều hoặc nhỏ hơn một chút trong cơ thể theo lượng xâm nhập trong thức ăn và
hàm lượng của nó trong cơ thể là được xác định. Đối với người lớn, cơ thể chứa
Kali khoảng 0,18% đối với trẻ em là 0,2%. Sự có mặt
40
K trong tự nhiên là:
1,17x10
-4
hoạt độ riêng là: 2,6x10
8
và hệ số chuyển đổi liều là:

3µSv/năm/Bq/kg. Liều hiệu dụng hàng năm trong các tế bào mô trong cơ thể do
40
K là 165 và 185 µSv/năm đối với người lớn và trẻ em tương ứng.
Đối với các nuclít của dãy uran và thori, hàm lượng của chúng trong
lương thực, trong nước và tổng lượng tiêu thụ hàng năm là các đại lượng cần
thiết cho việc xác định sự thay đổi liều chiếu lên cơ thể.
Các phương pháp xác định liều chiếu trong qua đường tiêu hoá
Trong phần này chúng ta sẽ lựa chọn các tham số hợp lí cho việc xác định
liều chiếu trong qua đườ
ng tiêu hoá cho các đồng vị phóng xạ
238
U, Thori tự
nhiên và
226
Ra gây ra.
Theo cẩm nang về an toàn bức xạ do Uỷ ban Năng lượng Nguyên tử Liên Xô
trước đây công bố năm 1987 thì liều chiếu tương đương trong một bộ phận nguy cấp
của cơ thể bị chiếu xạ ở người lớn được xác định và biểu diễn bằng công thức:
m
106,1
EqfH
13
hd2
−
×
×=
(12)
Trong đó:
- q: là hoạt độ cân bằng của các nuclít (tức là nó không thay đổi theo thời
gian) trong cơ thể (Bq);

- f
2
: là phần nuclít trong bộ phận nguy cấp so với toàn bộ hàm lượng xâm
nhập vào cơ thể;
- qf
2
: là hàm lượng cân bằng của các nuclít phóng xạ trong bộ phận bị
nguy cấp (Bq);
- m: là trọng lượng bộ phận bị nguy cấp hay trọng lượng mô (kg).
- E
hd
= ∑ EQ
n
: là năng lượng hiệu dụng (MeV/phân rã) truyền cho bộ phận
trong cơ thể trong một phân rã có tính đến hiệu ứng sinh học của bức xạ.
- Q: là hệ số phẩm chất của bức xạ;
- n: là hệ số phân bố không đồng nhất và nó được giả thiết bằng 1 đối với
bức xạ γ rơn ghen;
a) Đối với bức xạ bêta (β):
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
+
⎟
⎟

⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
−=
β
β
4
E
1
50
Z
1fE33.0E
2/1
2/1
(13)
Trong đó:
- E
β
: là năng lượng giới hạn của phổ năng lượng β (MeV);

20
- f: là phần phân rã của loại bức xạ khảo sát;
- Z: là số nguyên tử của nuclít:
b) Đối với bức xạ gama (γ):
(
)
[]

χ
µ
−
−
=
γ en
exp1fEE (14)
Trong đó:
- E
γ:
là năng lượng của các lượng tử thoát ra khi phân rã;
- µ
en
: là hệ số tuyến tính của quá trình truyền năng lượng (Cm
-1
);
- χ: là bán kính hiệu dụng của bộ phận chứa nuclít;
c) Đối với bức xạ anpha (α) và hạt nhân giật lùi có năng lượng E
α

fEE
α
=
(15)
Trong trường hợp thiết lập được sự cân bằng giữa quá trình xâm nhập với quá
trình phân rã và đào thải thì qui luật hàm số mũ của việc đào thải ra khỏi bộ phận
nguy cấp là phụ thuộc vào vận tốc xâm nhập nuclít vào trong cơ thể (Bq/ngày) với sự
tích luỹ chúng trong cơ thể, được xác định bằng biểu thức:
()
[]

⎥
⎦
⎤
⎢
⎣
⎡
−
−=
λ
λ−×
= )
T
t69,0
exp(1FT45,1
texptF
qf
hd
hd
hd
hd
2
(16)
Trong đó:
- q: là hoạt độ nuclít chứa trong toàn bộ cơ thể;
- f
2
: là phần nuclít lắng đọng trong bộ phận bị nguy cấp so với hàm lượng
có trong cơ thể;
- F=F
nước

=D
cho phép
.V
n
.f
n
(đối với trường hợp là nước);
- F=F
không khí
=D
cho phép
.V
kk
.f
kk
(đối với trường hợp là không khí);
- T
hd
=T
1/2
.T
σ
(T
1/2
+T
σ
);
- t: là thời gian (ngày);
- D: là liều cho phép;
Đa số các nuclít có T

hd
là nhỏ và t≥T
hd
; vì vậy sự cân bằng thiết lập nhanh
và thừa số

()
[]
tt
hd
λ
exp− ∼1. Sau chu kì t = 50÷70 năm chỉ có 20 nuclít là không
cân bằng và xảy ra sự tăng đều hàm lượng nuclít có trong bộ phận nguy cấp.
Khi nhận được một thời gian ngắn các nuclít vào cơ thể, để tính liều cho
một bộ phận bị chiếu cần sử dụng các công thức riêng. Giả thiết rằng chu kì tích
luỹ ban đầu trong bộ phận khảo sát là không ảnh hưởng lên giá trị liều trong cơ
thể và việc thải ra khỏi cơ th
ể là được miêu tả chỉ bằng một hàm số mũ:
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
−
=
hd
202

T
t69,0
expfqqf
; khi đó có thể nhận được công thức sau để tính liều tương
đương sau thời gian t;

21
⎥
⎥
⎦
⎤
⎢
⎢
⎣
⎡
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
−
−×
⎟
⎠
⎞
⎜
⎝

⎛
=×
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
−
=
−−
∫
hd
hdhd
13
20
hd
3
hd
t
20
T
t69,0
exp1TE10.31,2
m
fq
m
dt

E10.6,1
T
t69,0
expfqH
(17)
Trong đó:
- qf
2:
là sự thay đổi hàm lượng ban đầu theo thời gian C
0
exp(-λ
ЗФ
t);
C
0
=q
0
f
2
/m là hàm lượng nuclít ban đầu trong cơ thể (Bq/kg) nếu t >>T
hd

biểu thức (17) đơn giản chỉ còn:
0hdhd
13
CTE1031,2H
−
×≅ (18)
Khi t <<T
hd

thì tC.E106,1H
0hd
13−
×≅ (19)
Nếu nuclít xâm nhập vào cơ thể theo sự tích luỹ chậm, các công thức (17),
(19) là không đúng, bởi chúng không tính đến chu kì tích luỹ ban đầu. Có thể
đưa vào hằng số tích luỹ λ
tl
hoặc chu kỳ bán tích luỹ T
tl
trong biểu thức để xác
định hàm lượng ban đầu C
0
và nhận được phương trình để tính hàm lượng trung
bình của nuclít trong cơ thể
⎥
⎦
⎤
⎢
⎣
⎡
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
−

−
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
−
=
tlhd
T
t
T
t
CC
69,0
exp
69,0
exp
0
(20)
Trong đó:
- C
0
: là hàm lượng trung bình cực đại nhận được từ hàm số mũ khi đến
thời điểm t = 0.
)TT(
TT

T
tl2/1
tl2/1
tl
δ
δ
+
×
=
là chu kỳ bán tích luỹ hiệu dụng, còn T
tlσ
là chu
kỳ bán tích luỹ sinh học.
- T
hd
>T
tl
và T
σ
> T
tlσ
liều trong mô hay liều trong cơ thể, khi loại bỏ hoàn
toàn các nuclít có thể tìm được theo công thức:
()
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜

⎝
⎛
−××=−×=
−−
hd
tl
hdhd
13
0tlhdhd
13
T
T
1TE1034,2CTTE1034,2H
(21)
Nếu nhận các nuclít vào cơ thể trong thời gian có hạn t
1
(ngày) và sự cân
bằng giữa việc nhận vào với sự đào thải là không được thiết lập thì liều tương
đương của quá trình chiếu xạ cơ thể (Sv) qua thời gian xâm nhập t
1
(ngày) được
tính theo phương trình sau:
()
[]
⎥
⎦
⎤
⎢
⎣
⎡

λ
λ−−
−
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
=
λ
××λ−−=
−
−
∫
hd
1hd
1
hdhd
8
hd
13
hd
t
0
hdt
)texp(1
t

m
TFE10.2
m
dt
106,1Etexp1FH
i
1
(22)
Trong đó:
- F= Cvf là vận tốc nuclít xâm nhập vào trong cơ thể (Bq/ngày);
- C: là hàm lượng nuclít trong thực phẩm, nước hoặc không khí mà ta sử
dụng (Bq/m
3
);
- v: là vận tốc hít thở hay lượng nước tiêu dùng hàng ngày (m
3
/ngày);

22
- f: là phần nuclít nhận được từ nước (f
n
), hay không khí (f
kk
) vào cơ thể
so với toàn bộ lượng nhận được trong cơ thể.
- m: là khối lượng bộ phận bị chiếu trong cơ thể (kg);
d) Phương pháp tính liều chiếu tương đương đối với
226
Ra.
Tính liều chiếu đối với

226
Ra xâm nhập qua cơ thể (qua nước uống) ta
chọn các tham số sau:
- E
hd
= 110MeV/phân rã
- T
td
= 44 năm hay 1,6x10
4
ngày
- V= 2,2lít/ngày = 2,2x10
-3
m
3
/ngày
Radi xâm nhập và tập trung chủ yếu ở xương.
- m: trọng lượng xương tính bằng 7 kg.
CCF ××=×××=
−− 53
106,603,0102,2

5
4
1033,4
106,1
693,0693,0
−
−
×=

×
==
hd
hd
T
λ

- t
1
=365 ngày (1 năm)
Thay vào phương trình (22), liều tương đương trong 1 năm là:
H = 9,16x10
-7
× C (Sv) = 9,16x10
-4
× C (mSv/năm); C: Nồng độ radi
(Bq/m
3
).
e) Phương pháp tính liều tương đương đối với
238
U
Trong trường hợp tính liều đối với
238
U, xâm nhập vào cơ thể (qua nước
uống) ta chọn các tham số sau:
- E
hd
= 43MeV/phân rã; T
hd

= 15 ngày
- λ
hd
= 0,643/15 = 0,0462
- f = 1,1x10
-3
- m = 0,31kg (chủ yếu tập trung ở thận)
- v = 2,2 lít/ngày (lượng nước tiêu thụ)
- t
1
= 365 ngày.
Thay các tham số vào phương trình (22), sau khi tính toán ta được liều
tương đương trong một năm là:
H = 3,46 x 10
-8
x C (Sv/năm) = 3,46x10
-5
x C (mSv/năm).
Trong đó: C là nồng độ
238
U (Bq/m
3
).
f) Phương pháp tính liều tương đương đối với thori tự nhiên.
Khi tính liều tương đương đối với thori tự nhiên xâm nhập vào cơ thể (qua
nước uống) ta lựa chọn các tham số sau:

23
- E
hd

= 270 Mev/phân rã.
- T
hd
= 7,3x10
4
ngày.
-
λ
hd
= 0,643/7,3x10
4
= 9,493x10
-6
.
- f = 7,0x10
-5
.
- m = 7 kg (chủ yếu tập trung ở xương).
- v = 2,2 lít/ngày.
Thay các tham số vào phương trình (22), sau khi tính toán ta được liều
tương đương trong một năm là:
H = 4,51x10
-9
x C (mSv/năm) = 4,51x10
-6
x C (mSv/năm).
Trong đó: C là nồng độ Th (Bq/m
3
).
Vậy hệ phương trình tính liều tương đương hàng năm xâm nhập qua

đường tiêu hoá là:
H
Ra
= 9,16x10
-4
xC (mSv/năm).
H
U
= 3,46x10
-5
xC (mSv/năm).
H
Th
= 4,51x10
-6
xC (mSv/năm).
Còn đối với
40
K ta có thể sử dụng giá trị liều đã được IAEA công bố (đã
trình bày trong mục II).
Xác định liều hiệu dụng chiếu trong qua đường tiêu hóa
Như đã trình bày ở phần II, việc xác định liều hiệu dụng hằng năm qua
đường tiêu hóa ta cần quan tâm tới các nuclit phóng xạ của dãy uran và thori.
Liều hiệu dụng hằng năm được xác định bằng công thức:
de
KmngàyAD
×
×
×= 365 (23)
Ở đây; D

e
: là liều hiệu dụng hằng năm (Sv).
A: là hoạt độ phóng xạ có trong mẫu (Bq/kg).
m: là trọng lượng thức ăn hay nước uống hàng ngày (kg hoặc lít).
K
d
: là hệ số chuyển đổi liều (Sv/Bq).
Ở nước ta chưa có tổ chức nào thống kê được số lượng tiêu thụ lương
thực, thực phẩm, rau quả, nước uống hằng năm trung bình cho mỗi người dân.
Song các số liệu này đã được tổ chức bảo vệ sức khỏe thế giới WHO công bố và
tổ chức nông nghiệp, lương thực thế giới cung cấp.
K
d
: là hệ số chuyển đổi liều đã được Ủy ban Khoa học Quốc tế về an toàn
bức xạ hạt nhân (UNSCEAR) và Ủy ban Năng lượng Nguyên tử Quốc tế
(IAEA) công bố năm 1993.


24
Bảng 2, trình bày các hệ số chuyển đổi liều hiệu dụng hằng năm qua con đường
ăn, uống từ các nuclit phóng xạ của dãy uran và thori.
Hệ số chuyển đổi liều hiệu dụng (µSv.Bq
-1
)
Nuclit phóng xạ
Trẻ em (dưới 2
tuổi)
Thiếu nhi (từ 7
đến 12 tuổi)
Người lớn (lớn

hơn 17 tuổi)
238
U 0.12 0.068 0.045
234
U 0.13 0.074 0.049
230
U 0.41 0.24 0.21
226
Ra 0.96 0.80 0.28
210
Pb 3.6 1.9 0.69
210
Po 8.8 2.6 1.2
232
Th 0.45 0.29 0.23
228
Ra 5.7 3.9 0.69
228
Th 0.37 0.15 0.072
235
U 0.13 0.071 0.047
Từ bảng 1, ta thấy lượng tiêu thụ nước uống hằng năm của người lớn là
500kg/năm, lượng gạo tiêu thụ là 140kg, sản phẩm thịt tiêu thụ là 50kg.
Từ bảng 2, ta thấy hệ số chuyển đổi liều hiệu dụng qua đường tiêu hóa của
238
U là 0.045 µSv.Bq
-1
,
226
Ra là 0.28 µSv.Bq

-1
,
232
Th là 0.23 µSv.Bq
-1
…vv…
Như vậy, áp dụng công thức (23) ta xác định được liều hiệu dụng hằng
năm xâm nhập vào cơ thể qua đường ăn uống.
Trong trường hợp ta không xác định được hàm lượng đồng vị mà chỉ xác
định được hàm lượng uran tự nhiên và hàm lượng thori tự nhiên, chúng ta cũng có
thể sử dụng hệ số chuyển đổi của
238
U và
232
Th để xác định liều hiệu dụng mà chỉ
mắc sai số rất nhỏ vì
238
U và
232
Th chiếm tỉ lệ rất cao trong tự nhiên.
II.3. Phương pháp xác định phông bức xạ tự nhiên
Vào năm 1987, Ủy ban Năng lượng của Liên Xô (cũ) đã đưa ra định nghĩa về
phông bức xạ tự nhiên: Sự chiếu xạ của phông bức xạ lên cơ thể con người do bức
xạ vũ trụ, bức xạ tự nhiên và do vật chất phóng xạ nhân tạo được tạo ra trong cơ thể
con người và trong môi trường xung quanh. Theo Ủy ban Năng lượng của Liên Xô
thì liều hiệu dụng trung bình của phông bức xạ tự nhiên chiếu lên cơ thể con người ở
Liên Xô cỡ 2mSv/năm. Đối với trẻ em dưới 10 tuổi thì liều này lớn hơn do hít thở
các sản phẩm của khí radon và khoảng chừng 3mSv/năm.
Theo Bách khoa Toàn thư của thế giới công bố năm 2007, thì phông bức xạ
tự nhiên bao gồm: Bức xạ vũ

trụ và các nguồn bức xạ sinh ra trên mặt đất. Các
nguồn sinh ra trên mặt đất bao gồm các nguồn bên trong cơ thể và nguồn radon.
Phông bức xạ tự nhiên trung bình trên toàn trái đất là 2.4mSv/năm.

25
Năm 1996, Ủy ban Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) đã đưa ra định
nghĩa về phông bức xạ tự nhiên được sinh ra từ các nguồn bức xạ vũ trụ và các
nguồn bức xạ của trái đất.
Nghị định số 50/1998/NĐ-CP ngày 16/7/1998 của Chính phủ nước Cộng
hòa Xã hội Chủ nghĩa Việt Nam định nghĩa phông bức xạ tự nhiên là: Những
bức xạ có nguồ
n gốc tự nhiên (bức xạ vũ trụ, từ các hạt nhân phóng xạ tự nhiên
có trong đất đá, không khí, nước, cơ thể con người và các sinh vật, vật liệu…).
Cũng theo Nghị định trên, Điều 16 Khoản 1 cũng qui định bức xạ giới hạn hàng
năm đối với nhân viên bức xạ là 20mSv, đối với nhân dân là 1mSv. Các giới hạn này
bao gồm cả liều xạ chiếu trong và liều xạ chiếu ngoài, không k
ể phông bức xạ tự
nhiên. Điều này có nghĩa là việc xác định phông bức xạ tự nhiên là xác định suất liều
chiếu xạ của phông bức xạ tự nhiên.
Để xác định được suất liều (Dose) của phông bức xạ tự nhiên, chúng ta phải
xác định được các thành phần chiếu xạ gây ra bởi các nguồn bức xạ tự nhiên,
bao gồm các thành phần: chiếu ngoài và chiếu trong.
TN
HHH
+
=
Ξ
(24)
Liều chiếu này đặc trưng cho từng địa phương, phụ thuộc vào đặc trưng của các
nuclit trong môi trường, trong cơ thể, vĩ độ, vị trí địa lý và nhiều yếu tố khác. Các

công thức xác định liều chiếu ngoài đã được trình bày ở II.1. Các công thức xác
định liều chiếu trong, qua đường hô hấp và đường tiêu hóa được trình bày chi
tiết trong mục II.2.
Phương pháp thứ nhất.
Cộng tất cả các thành phần chiếu x
ạ của các nguồn bức xạ tự nhiên thành
liều chiếu cho từng điểm, từng vùng, miền…sau đó lấy trung bình ta sẽ được
suất liều chiếu trung bình hàng năm của phông bức xạ tự nhiên. Trong phương
pháp này, người ta không tính được giá trị suất liều chiếu xạ tại các vùng mỏ
phóng xạ, đất hiếm, các khu vực có dị thường phóng xạ cao, các vùng có độ cao
trên 4km, chiếu xạ trong y học, nhà máy điện nguyên t
ử, sự cố Chernobyl Ở
đây chỉ tính đến liều chiếu xạ của các nguyên tố phóng xạ tự nhiên ở các vùng
có mức phông bình thường. Với phương pháp tính này người ta đã xác định
được suất liều chiếu của phông bức xạ tự nhiên trung bình trên toàn thế giới là:
2.4mSv/năm, dao động trong khoảng từ 1 đến 10 mSv/năm.
Phương pháp thứ 2
Xuất phát từ đặc điểm mỗi vùng, miền, mỗi quố
c gia có suất liều chiếu của
phông bức xạ tự nhiên khác nhau; vì vậy nếu sử dụng phương pháp 1 để xác
định phông thì chưa thể hiện được mối quan hệ ảnh hưởng của phông lên đời
sống con người. Điều này sẽ được khắc phục khi đưa vào trọng số dân. Tức là
khi xác định được giá trị phông bức xạ tự nhiên cho một vùng, miền, khu vực,
quốc gia là phải gắn liền với việc xác định số dân hiện sinh sống ở đó đang bị
chiếu xạ thường xuyên. Các bước tiến hành như sau: