Toàn văn nghiên cứu xác định hàm lượng phóng xạ một số nguyên tố nặng trong mẫu môi trường bằng phương pháp phổ alpha

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN


LÊ CÔNG HẢO


NGHIÊN CỨU XÁC ĐỊNH HÀM LƯỢNG PHÓNG XẠ MỘT SỐ
NGUYÊN TỐ NẶNG TRONG MẪU MÔI TRƯỜNG BẰNG
PHƯƠNG PHÁP PHỔ ALPHA

Chuyên ngành: Vật Lý Nguyên tử và Hạt nhân
Mã số chuyên ngành: 62 44 05 01


Phản biện 1: PGS. TS. Nguyễn Trung Tín
Phản biện 2: PGS. TS. Nguyễn Văn Hùng
Phản biện 3: TS. Trương Thị Hồng Loan
Phản biện độc lập 1: PGS. TS. Lê Hồng Khiêm
Phản biện độc lập 2: TS. Nguyễn Đông Sơn



NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC
1. PGS.TS. Châu Văn Tạo
2. TS. Nguyễn Văn Đông


Tp. Hồ Chí Minh - 2013

i

Cộng Hoà Xã Hội Chủ Nghĩa Việt Nam
Độc lập - Tự Do - Hạnh Phúc
oo0oo







LỜI CAM ĐOAN

Tôi xin cam đoan đây là công trình nghiên cứu của riêng tôi hoặc cùng với các
Thầy hướng dẫn khoa học. Các kết quả nêu trong luận án là trung thực, không sao
chép từ bất cứ công trình nào và chưa từng được ai công bố trong bất kỳ công trình
nào khác.


Tác giả luận án

ii

LỜI CẢM ƠN

Bên cạnh sự tự nỗ lực từ bản thân để có được các kết quả tốt trong nghiên cứu
và hoàn thành luận án, tác giả luận án còn nhận được sự quan tâm và giúp đỡ tận
tình của rất nhiều người. Tác giả xin bày tỏ lòng trân trọng và cảm ơn đến:
Bậc sinh thành cùng với gia đình, những người đã luôn sát cánh, động viên và
ủng hộ tôi về mặt tinh thần.
Thầy PGS.TS. Mai Văn Nhơn, cựu trưởng bộ môn Vật lý Hạt nhân, người đã
đưa ra những quyết định mang tính chất bước ngoặt trong sự nghiệp khoa học của
tôi hiện nay thông qua việc hướng dẫn thành công luận án thạc sĩ của tôi vào năm
2008.
Tôi xin được cảm ơn Thầy hướng dẫn chính cho luận án tiến sĩ của tôi, một
người gương mẫu trong tinh thần thái độ làm việc đầy trách nhiệm cũng như sự
nghiêm túc và trung thực trong nghiên cứu khoa học. Khi bắt đầu thực hiện luận án
này, ngoài hệ phổ kế alpha, mọi thứ như máy móc và phương tiện phục vụ cho thí
nghiệm mà tôi có trong tay gần như là con số không. Chính trong bối cảnh thiếu

thốn như vậy, Thầy và thầy hướng dẫn phụ cho luận án tiến sĩ của tôi luôn là những
người động viên và giúp đỡ tôi trong vấn đề trang bị các máy móc và phương tiện
phục vụ cho thí nghiệm. Ngoài ra, Thầy còn là người đầu tiên gợi ý cho tôi trong
vấn đề vươn tới tầm quốc tế thông qua việc công bố các nghiên cứu của mình trên
các tạp chí khoa học quốc tế có uy tín cũng như trong các hội nghị khoa học. Kết
quả sau nhiều năm nỗ lực, tôi và Thầy đã có chung với nhau ba bài báo công bố
quốc tế và nhiều bài báo trong nước cũng như trong các hội nghị khoa học.
Quý Thầy Cô trong Bộ môn Vật lý Hạt nhân, Trường Đại học Khoa học Tự
nhiên Thành phố Hồ Chí Minh đã luôn tạo điều kiện tốt để tôi có thể thực hiện việc
nghiên cứu khoa học phục vụ cho luận án này.
Thầy PGS.TS Nguyễn Nhật Khanh, PGS.TS. Đặng Văn Liệt với cương vị cựu
Trưởng Khoa, TS. Lê Vũ Tuấn Hùng & TS. Huỳnh Trúc Phương, Phó trưởng Khoa
Vật lý & Vật lý Kỹ thuật, Thầy ThS. Trần Phong Dũng Trưởng Phòng Tổ Chức và


iii

Cô TS. Trương Thị Hồng Loan, Phó trưởng bộ môn Vật lý Hạt nhân đã luôn động
viên nhắc nhở, tạo điều kiện thuận lợi cho tôi trong quá trình làm luận án.
Ban Giám hiệu trường Đại học Khoa học Tự nhiên, Đại học Quốc gia Tp.Hồ
Chí Minh đã tạo điều kiện thuận lợi cho chúng tôi – các nghiên cứu sinh trong
trường trong việc thực hiện các dự án khoa học, cung cấp nguồn kinh phí để thực
hiện các đề tài khoa học phục vụ cho luận án.
TS. Trần Văn Hùng, Trung tâm Nghiên cứu và Triển khai Công nghệ Bức xạ,
PGS. TS. Nguyễn Nhị Điền, TS. Nguyễn Văn Hùng và PGS. TS. Nguyễn Trung
Tính đã có những đóng góp ý kiến quý báu trong quá trình làm luận án của tác giả.
Cử nhân (CN) Ninh Đức Tuyên, CN Nguyễn Văn Mai, ThS. Thái Mỹ Phê, CN
Đào Văn Hoàng, Phòng An toàn Bức xạ và Môi Trường, Trung tâm Hạt nhân
Tp.HCM, đã nhiệt tình giúp đỡ, tạo điều kiện thuận lợi để cho tôi mượn các nguồn
chuẩn, mẫu chuẩn và đầu dò alpha PIPS phục vụ cho việc thí nghiệm.

Và cuối cùng tôi cũng xin được cảm ơn TS. Surbeck đã gởi các mẫu đĩa MnO
2

dùng cho việc phân tích thử nghiệm đồng vị
226
Ra, GS. Itahashi về những thảo luận
cũng như những góp ý quí báo trong các vấn đề thực nghiệm, Bộ Giáo dục, Văn
hoá, Thể thao, Khoa học và Kỹ thuật Nhật Bản (MEXT) và trường Đại học
Hokkaido Nhật Bản đã tạo điều kiện cho tôi được tham gia nghiên cứu nâng cao
chuyên môn trong khoảng thời gian từ 10/2011 đến 3/2012.

Tp.Hồ Chí Minh ngày tháng 02 năm 2013







iv

MỤC LỤC
Lời cam đoan i
Lời cảm ơn ii
Mục lục iv
Bảng các chữ viết tắt vii
Danh mục các bảng ix
Danh mục hình vẽ xi
Mở đầu 14
CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN 7

1.1. Tình hình nghiên cứu trên thế giới và trong nước liên quan đến việc xác định
hàm lượng phóng xạ một số nguyên tố kim loại nặng trong mẫu môi trường
bằng hệ phổ kế alpha 7
1.1.1. Tình hình nghiên cứu trên thế giới 8
1.1.2. Tình hình nghiên cứu tại Việt Nam 17
1.1.3. Những vấn đề còn tồn tại và liên quan đến luận án 18
1.2. Tổng quan lý thuyết về alpha 20
1.2.1. Các họ phóng xạ tự nhiên Uranium và Thorium trong môi trường 20
1.2.1.1. Chuỗi phân rã Uranium 21
1.2.1.2. Chuỗi phân rã Thorium 26
1.2.2. Đặc điểm của hạt alpha 27
1.2.3. Sự mất năng lượng của hạt nặng mang điện nói chung và hạt alpha nói
riêng trong môi trường vật chất 28
1.2.3.1. Quãng chạy của hạt mang điện 29
1.2.3.2. Quãng chạy và năng suất hãm tương đối của hạt alpha trong vật chất
30
1.2.3.3. Sự mất mát năng lượng do quá trình ion hoá và công thức Bethe 31
1.3. Kết luận chương 1 32



v



CHƯƠNG 2: CÁC PHƯƠNG PHÁP THƯỜNG ĐƯỢC SỬ DỤNG CHO
VIỆC PHÂN TÍCH CÁC ĐỒNG VỊ PHÓNG XẠ TRONG MẪU
MÔI TRƯỜNG BẰNG HỆ PHỔ KẾ ALPHA 33
2.1. Giới thiệu 33

2.2. Thu thập và chuẩn bị mẫu đo 36
2.2.1. Sự ràng buộc thời gian 37
2.2.2. Sấy khô mẫu 37
2.2.3. Xử lý mẫu nước 38
2.3. Tro hoá và hoà tan mẫu 38
2.4. Các chất đánh dấu được sử dụng trong phân tích mẫu bằng hệ phổ kế alpha. 40
2.4.1. Đồng vị uranium 41
2.4.2. Đồng vị thorium 42
2.4.3. Đồng vị radium 43
2.4.4. Đồng vị polonium 44
2.5. Các quy trình tách hoá phổ biến 45
2.5.1. Polonium-210 45
2.5.2. Chì (
210
Pb) 47
2.5.3. Đồng vị uranium 48
2.5.4. Đồng vị thorium 49
2.5.5. Đồng vị radium 50
2.6. Các phương pháp tạo mẫu đo phù hợp cho phép phân tích sử dụng hệ phổ kế
alpha 53
2.6.1. Phương pháp lắng đọng tự phát polonium 53
2.6.2. Phương pháp mạ điện phân với dung dịch đệm sulfate, hữu cơ alcohol và
ammonium acetate/ acid nitric 55
2.6.3. Phương pháp đồng kết tủa 56
2.7. Kết luận chương 2 57


vi

CHƯƠNG 3: XÁC ĐỊNH NHANH CÁC ĐỒNG VỊ PHÓNG XẠ TỰ NHIÊN
URANIUM, THORIUM, RADIUM VÀ POLONIUM TRONG
MẪU MÔI TRƯỜNG BẰNG HỆ PHỔ KẾ ALPHA 59
3.1. Giới thiệu 59
3.2. Dụng cụ, thiết bị và hoá chất phục vụ cho thí nghiệm 61
3.2.1. Hoá chất 61
3.2.2. Dụng cụ và thiết bị hỗ trợ 62
3.2.3. Thiết bị phân tích hoạt độ phóng xạ alpha 63
3.2.3.1. Buồng chân không 64
3.2.3.2. Đầu dò Alpha PIPS 64
3.2.3.3. Các thông tin về nguồn chuẩn 65
3.3. Xây dựng quy trình tách chiết thorium và tạo nhanh nguồn alpha thorium và
uranium 65
3.3.1. Thiết kế bộ dụng cụ điện phân 65
3.3.2. Quy trình tách chiết thorium 66
3.3.3. Quy trình tạo nhanh nguồn alpha thorium và uranium bằng phương pháp
mạ điện phân kết tủa 68
3.3.3.1. Chuẩn bị dung dịch uranium và thorium cho việc tạo nguồn alpha 68
3.3.3.2. Quy trình điện phân tạo nhanh nguồn alpha thorium và uranium 68
3.3.3.3. Các kết quả và thảo luận quy trình tạo nhanh nguồn alpha thorium và
uranium bằng phương pháp mạ điện phân kết tủa 70
3.4. Phát triển quy trình xác định nhanh đồng vị phóng xạ radium trong mẫu môi
trường bằng đĩa hấp thu MnO
2
. 77
3.4.1. Giới thiệu 77
3.4.2. Quy trình tạo đĩa MnO

2
dùng để hấp thụ
226
Ra. 78


vii

3.4.3. Bố trí thí nghiệm hấp thu
226
Ra bằng đĩa MnO
2
. 80
3.5. Phát triển quy trình xác định nhanh đồng vị phóng xạ polonium trong mẫu
môi trường bằng đĩa đồng. 83
3.5.1. Giới thiệu 83
3.5.2. Quy trình lắng đọng
210
Po trên đĩa đồng 84
3.6. Xây dựng quy trình xác định nhanh và đồng thời các đồng vị phóng xạ tự
nhiên uranium, thorium và radium trong mẫu dung dịch và mẫu rắn bằng hệ
phổ kế alpha 86
3.6.1. Giới thiệu 86
3.6.2. Quy trình phân tích polonium, uranium, thorium và radium 86
3.6.2.1. Xử lý hoá mẫu (hoà tan mẫu) 86
3.6.2.2. Tách hoá đồng vị polonium 87
3.6.2.3. Tách hoá đồng vị uranium 87
3.6.2.4. Tách hoá đồng vị thorium 88
3.6.2.5. Tách hoá đồng vị radium 88
3.6.2.6. Kết quả và thảo luận 90

3.7. Kết quả phân tích thử nghiệm mẫu nước và mẫu thuốc lá 95
3.7.1. Kết quả phân tích thử nghiệm mẫu nước uống đóng chai 95
3.7.2. Kết quả phân tích thử nghiệm mẫu thuốc lá 96
3.8. Kết luận chương 3 99
Kết luận chung 100
Tài liệu tham khảo 108
Phụ lục 122


xiv



MỞ ĐẦU

Lần đầu tiên xuất hiện vào những năm đầu của thập niên 1960 và trải qua hơn
năm mươi năm của sự không ngừng được cải tiến và phát triển, có thể nói các đầu
dò bán dẫn germanium siêu tinh khiết (HPGe) hay Silicon (Si) ngày nay đã đem lại
một cuộc cách mạng hoá trong nhiều lĩnh vực ứng dụng của khoa học và kỹ thuật
hạt nhân. Công nghệ tiên tiến, hiệu suất ghi nhận cao cùng khả năng phát hiện và
phân biệt được nhiều đồng vị có năng lượng từ thấp cho đến trung bình hay cao
tốt… luôn là tâm điểm thu hút cho những vị trí chính yếu trong các phòng thí
nghiệm phân tích phóng xạ nói chung và môi trường nói riêng [59], [62], [94], [95].
Việc sử dụng các đầu dò bán dẫn đã giúp cho các phòng thí nghiệm phân tích
phóng xạ đạt được các kết quả nhanh hơn và chính xác hơn trong việc phân tích các
mẫu môi trường hay trong các ứng dụng nghiên cứu địa chất. Ở Việt Nam hiện nay,
các viện như Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân Hà Nội, Viện Nghiên cứu Hạt
nhân Đà Lạt hay Trung tâm Hạt nhân Tp.HCM cùng với sự trợ giúp của Cơ Quan
Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) đã trang bị hầu hết các hệ phổ kế (alpha và
gamma…) hiện đại cho việc nghiên cứu và ứng dụng phân tích mẫu môi trường

hoạt độ thấp.
Cũng trên tinh thần đó, vào năm 2004 dưới sự trợ giúp chính của IAEA và
Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam (VAEI) thông qua chương trình “Phát
triển nguồn nhân lực”, Phòng thí nghiệm Vật lý Hạt nhân chuyên đề của Bộ môn
Vật lý Hạt nhân, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên Tp. HCM đã được trang bị
một hệ phổ kế Alpha Analyst phông thấp loại 7401 với hai đầu dò bán dẫn PIPS.
Như vậy, thông qua chương trình “phát triển nguồn nhân lực” nói trên, luận án
này được thực hiện với mục đích nghiên cứu, xây dựng và phát triển các quy
trình phân tích hay các quy trình tạo mẫu phân tích và khai thác có hiệu quả hệ


2

phổ kế này trong phân tích phóng xạ nói chung, môi trường nói riêng hay trong
khảo sát địa chất định tuổi các mẫu vật quan trọng.
Như chúng ta đã biết, lịch sử hình thành Trái đất thì gắn liền với các đồng vị
phóng xạ tự nhiên. Thật vậy, khi được phát hiện khoảng hơn một trăm năm qua cho
đến ngày nay bởi Marie Curie, radium (trong tự nhiên phổ biến nhất là các đồng vị
226
Ra,
224
Ra và
228
Ra) được xem là một trong những nguyên tố phù hợp và hữu ích
nhất được ứng dụng trong việc khảo sát địa chất. Như vậy, sự tạo thành radium từ
sự phân rã phóng xạ của chuỗi uranium và thorium sẽ cho chúng ta nhiều thông tin
rất hữu ích trong việc định tuổi mẫu vật hay các thông tin về địa chất. Do phân bố
rộng rãi trên lớp vỏ Trái đất, nên radium có mặt trong hầu hết các loại đất đá, trong
nước mặt, nước ngầm,… với hàm lượng khác nhau, đặc biệt tập trung nhiều trong
trầm tích và các mẫu khoáng chứa uranium và thorium. Là sản phẩm phân rã từ các

đồng vị nguyên thủy,
226
Ra tích tụ hàng vạn năm trong các lớp trầm tích và một
phần khuếch tán theo dòng chảy của nước ngầm qua các khe hở đất đá. Hàm lượng
226
Ra trong nước phụ thuộc vào thời gian lưu trú hay tốc độ dòng chảy của nước,
nước chảy càng chậm hàm lượng
226
Ra càng cao. Do đó nước ngầm có hàm lượng
226
Ra rất cao so với nước mặt và nước đại dương. Như vậy, việc nghiên cứu và xác
định một số các đồng vị phóng xạ hay hàm lượng phóng xạ một số nguyên tố kim
loại nặng trong mẫu môi trường đang và sẽ là một trong những vấn đề thu hút sự
nghiên cứu của các nhà khoa học trên thế giới hiện nay.
Nhìn chung hiện nay, việc đánh giá liều phóng xạ môi trường hay ảnh hưởng
của bức xạ lên môi trường và sức khoẻ con người đang là thách thức lớn cho các
nhà khoa học bởi tính phức tạp trong chuỗi dây chuyền hấp thụ phóng xạ từ môi
trường vào cơ thể con người. Những đồng vị phóng xạ tự nhiên thuộc các chuỗi
phóng xạ như
238
U,
235
U và
232
Th thì thường phân bố không đều trên lớp vỏ của trái
đất nên cơ chế chuyển hoá của chúng từ các lớp đất, đá đến động vật, thực vật hay
con người là khác biệt nhau rất nhiều. Điều này sẽ dẫn đến rất nhiều khó khăn trong
thử nghiệm, phân tích cũng như đo lường trong công tác điều tra bức xạ môi trường

3

và các chương trình đánh giá liều lượng mà ở đó việc yêu cầu xác định các hạt nhân
phóng xạ phải được thực hiện nhanh chóng và chính xác.
Hiện nay có nhiều phương pháp phân tích đồng vị phóng xạ trong môi trường
như: phương pháp hóa phóng xạ, phương pháp đo phổ alpha, nhấp nháy lỏng, nhiệt
huỳnh quang, khối phổ kế, phương pháp phân tích kích hoạt neutron và phương
pháp đo phổ gamma phông thấp…. Trong đó:
 Các phương pháp hóa phóng xạ được dùng để xác định các nguồn phát
alpha, bêta và các đồng vị phóng xạ tự nhiên mức dưới 10
3
pg/g [104].
 Phương pháp phân tích kích hoạt neutron dùng để phân tích các đồng vị
phóng xạ tự nhiên với nguồn kích neutron (lò phản ứng hạt nhân, máy phát
neutron, nguồn neutron đồng vị).
 Phương pháp đo tổng alpha và beta chỉ cho phép xác định hoạt độ tổng cộng
mà không cho phép xác định hoạt độ từng nhân phóng xạ quan tâm trong
mẫu cần đo [104].
 Phương pháp đo phổ alpha đòi hỏi quá trình xử lý mẫu rất phức tạp nhưng bù
lại cho phép xác định hoạt độ của các đồng vị phóng xạ trong dãy uranium,
thorium một cách thật chính xác [32], [88].
 Phương pháp đo phổ gamma có khả năng đo trực tiếp các tia gamma do các
nhân phóng xạ trong mẫu phát ra mà không cần tách các nhân phóng xạ ra
khỏi chất nền của mẫu, giúp ta xác định một cách định tính và định lượng
các nhân phóng xạ trong mẫu. Đồng thời phương pháp này còn là phương
pháp phân tích phù hợp cho các mẫu sinh học, lương thực, thực phẩm và môi
trường như đất, nước, không khí, trầm tích [10], [11].
Như vậy, trong các phương pháp nêu trên, hệ phổ kế gamma hiện nay được xem
là một trong những công cụ hữu hiệu cho phép chúng ta xác định được cùng lúc
nhiều đồng vị phóng xạ trong cùng một mẫu. Ưu điểm chính của phương pháp này

là không phá huỷ mẫu do đó sẽ không cần phải thực hiện các quy trình tách hoá
phức tạp nên tiết kiệm được nhiều thời gian. Nhưng kèm theo đó, phương pháp này
mắc phải một số nhược điểm lớn trong việc ghi nhận các đồng vị phóng xạ của các


4

nguyên tố nặng như: xác suất phát gamma các vạch năng lượng của các đồng vị
thấp, hiệu suất ghi nhận các đồng vị phóng xạ trong một khoảng năng lượng khá lớn
của đầu dò HPGe thấp, việc chuẩn hiệu suất đòi hỏi phải chính xác và phải quan
tâm đến sự tự hấp thụ hay những hệ số trùng phùng tổng…[10], [36], [71], [103].
Bên cạnh đó, hệ phổ kế alpha, với giới hạn phát hiện thấp hơn khoảng từ 100
đến 1000 lần so với hệ phổ kế gamma cũng đang thật sự là một công cụ phân tích
hữu hiệu với độ nhạy cao cho phép phân tích các đồng vị phóng xạ phát alpha. Hơn
bao giờ hết, do tính chất vật lý của hạt alpha (hạt nặng mang điện, dễ bị mất năng
lượng do hiện tượng tự hấp thụ hay sự trùng mức năng lượng của nhiều đồng vị
khác nhau) nên phương pháp đòi hỏi quá trình xử lý mẫu, tách hoá và quá trình
chuẩn bị mẫu đo (phương pháp điện phân, đồng kết tủa, hấp thụ trên đĩa MnO
2
, )
phải được thực hiện một cách thật tốt nhằm hạn chế tối đa sự tự hấp thụ trong
mẫu…Nhìn chung, theo các công trình đã được công bố trên thế giới thì để thực
hiện toàn bộ phép phân tích này, chúng ta phải mất một khoảng thời gian trung bình
khoảng 5 đến 6 ngày cho một mẫu phân tích. Nếu chúng ta đảm bảo được các yêu
cầu nói trên, thì hiệu suất ghi nhận hạt alpha của đầu dò chỉ phụ thuộc duy nhất vào
hệ số hình học, do đó các kết quả nhận được là khá chính xác.
Hiện nay trên thế giới có khá nhiều công trình liên quan đến một số phương
pháp khác nhau trong vấn đề tiếp cận và giải quyết các khó khăn nêu trên như:
thực nghiệm, bán thực nghiệm, sử dụng thuật toán hay mô phỏng. Đa phần các
công trình này được phát triển bởi các tác giả nổi tiếng ở những phòng thí

nghiệm tiên tiến khác nhau trên thế giới và đều có chung một số mục đích quy về
tính đơn giản, nhanh chóng, tiện lợi và chính xác trong phép phân tích. Ở Việt
Nam chúng ta hiện nay, với điều kiện nền khoa học nước nhà đang từng bước
phát triển, thì việc áp dụng và triển khai các thành tựu nêu trên một cách thuần
tuý là rất khó. Đa phần các phòng thí nghiệm ở Việt Nam thường nhỏ và thiếu
rất nhiều trang thiết bị cũng như vật chất phục vụ cho các điều kiện thí nghiệm,
nên việc áp dụng mang tính chọn lọc và tự phát triển những quy trình phù hợp


5

với các điều kiện của mình là đều thật sự cấp bách và cần thiết trong giai đoạn
hiện nay.
Mục tiêu chính của luận án này là nghiên cứu ứng dụng, phát triển các quy
trình phân tích hay các quy trình tạo mẫu phân tích và khai thác hiệu quả hệ phổ
kế alpha trong phân tích hoạt độ thấp của đồng vị phóng xạ hay hàm lượng phóng
xạ một số nguyên tố kim loại nặng trong mẫu môi trường. Sau đó, các quy trình
phân tích và tạo mẫu này đã được ứng dụng vào việc phân tích một số mẫu lỏng
như nước uống đóng chai cũng như các mẫu thuốc lá dạng sợi (mẫu hữu cơ)
được sản xuất tại Việt Nam. Với những tiêu chí như trên, hệ phổ kế Alpha Analyst
phông thấp loại 7401 với hai đầu dò bán dẫn PIPS của hãng Canberra Industries,
Inc. đặt tại Phòng thí nghiệm chuyên đề Vật lý Hạt nhân, Trường Đại học Khoa học
Tự nhiên, Tp.HCM sẽ được áp dụng cho việc phân tích các đối tượng như:
234
U,
238
U,
230
Th,
232

Th,
234
Th,
210
Po và
226
Ra,…trong khi các đồng vị phóng xạ chỉ phát
tia gamma như
134
Cs,
137
Cs hay
210
Pb sẽ được đo bằng hệ phổ kế gamma. Đối với
hệ phổ kế Alpha Analyst, nguồn và mẫu đo có dạng hình học là dạng đĩa. Đầu dò
được đặt trong buồng đo được thiết kế đặc biệt bởi hãng Canberra cho hệ đo tương
ứng.
Phương pháp nghiên cứu của đề tài luận án là sử dụng phương pháp vật lý hạt
nhân thực nghiệm, kết hợp với phương pháp hoá phóng xạ. Từ đó, nghiên cứu thử
nghiệm, phát triển và xây dựng các các quy trình phân tích cũng như các quy
trình tạo mẫu phân tích. Sau đó áp dụng chúng vào việc phân tích hoạt độ thấp
của đồng vị phóng xạ hay hàm lượng phóng xạ của một số nguyên tố kim loại nặng
trong mẫu môi trường bằng hệ phổ kế Alpha Analyst.
Nội dung của Luận án bao gồm ba chương:
Chương 1 là phần tổng quan, trình bày tình hình nghiên cứu trên thế giới và
Việt Nam liên quan đến việc sử dụng và áp dụng hệ phổ kế alpha vào việc phân
tích hoạt độ thấp của các đồng vị phóng xạ nói chung hay hàm lượng phóng xạ một
số nguyên tố kim loại nặng trong mẫu môi trường nói riêng. Bên cạnh cơ sở lý

6

thuyết về hạt alpha, một số vấn đề tồn tại và liên quan đến luận án cũng đã được
đưa ra.
Chương 2 trình bày một số phương pháp thường được sử dụng cho việc phân
tích các đồng vị phóng xạ trong mẫu môi trường bằng hệ phổ kế alpha. Mục đích
của chương này cung cấp và trình bày các quy trình kinh điển của việc phân tích các
mẫu môi trường bằng hệ phổ kế alpha. Tuy có nhiều ưu, nhược điểm khác nhau và
đặc biệt do tính phức tạp dẫn đến tốn khá nhiều thời gian, nhưng các quy trình này
đã và đang được áp dụng rộng rãi trong các phóng thí nghiệm phân tích phóng xạ
trên toàn thế giới.
Chương 3 trình bày quy trình xác định nhanh các đồng vị phóng xạ tự nhiên
uranium, thorium, radium và polonium trong mẫu môi trường bằng hệ phổ kế alpha.
Trong chương này, chúng tôi đã tập trung vào việc giải quyết những vấn đề còn tồn
đọng trong việc xác định các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong mẫu môi trường bằng
hệ phổ kế alpha. Một số vấn đề chính sau đây đã được thực hiện:
 Xây dựng quy trình chuẩn bị mẫu đo bằng phương pháp mạ điện phân các
đồng vị phóng xạ uranium và thorium lên đĩa thép không gỉ.
 Phát triển quy trình chuẩn bị mẫu đo sử dụng đĩa MnO
2
hấp thu các đồng vị
phóng xạ radium.
 Phát triển quy trình chuẩn bị mẫu đo sử dụng đĩa đồng để hấp thu các đồng
vị phóng xạ polonium.
 Xây dựng quy trình xử lý mẫu, hoà tan mẫu và đưa mẫu cần phân tích về
dạng dung dịch hoà tan cũng như tách hoá các đồng vị phóng xạ tự nhiên uranium,
thorium, radium và polonium trong cùng một mẫu.
 Áp dụng phân tích hoạt độ thấp của một số mẫu môi trường như mẫu nước
uống và thuốc lá.

7




CHƯƠNG 1
TỔNG QUAN

1.1. TÌNH HÌNH NGHIÊN CỨU TRÊN THẾ GIỚI VÀ TRONG NƯỚC
LIÊN QUAN ĐẾN VIỆC XÁC ĐỊNH HÀM LƯỢNG PHÓNG XẠ MỘT SỐ
NGUYÊN TỐ KIM LOẠI NẶNG TRONG MẪU MÔI TRƯỜNG BẰNG HỆ
PHỔ KẾ ALPHA
Những đồng vị phóng xạ tự nhiên thuộc các chuỗi phóng xạ như
238
U,
235
U và
232
Th thì thường phân bố không đều trên lớp vỏ của trái đất nên cơ chế chuyển hoá
của chúng từ các lớp đất, đá đến động, thực vật hay con người là khác biệt nhau rất
nhiều. Do đó việc phân tích và đánh giá liều lượng bức xạ cũng như những ảnh
hưởng của chúng sẽ gặp nhiều khó khăn. Khi phân tích hoạt độ phóng xạ thấp của
các mẫu môi trường, các chuyên gia phân tích thường có xu hướng chọn phổ kế

alpha vì giới hạn phát hiện của nó tốt hơn so với các phương pháp phân tích hạt
nhân khác. Với giới hạn phát hiện thấp hơn khoảng từ 100 đến 1000 lần so với hệ
phổ kế gamma, hệ phổ kế alpha đã và đang thật sự là một công cụ phân tích hữu
hiệu.
Trong khi việc nghiên cứu tác hại của bức xạ môi trường đến sức khỏe con
người ở nước ta mới bắt đầu triển khai, ngay cả đối với những vấn đề bức xúc như
phông bức xạ tự nhiên môi trường, giá trị liều tối thiểu có ý nghĩa, ảnh hưởng tiêu
cực của bức xạ liều thấp…thì hiện nay trên thế giới có khá nhiều công trình liên
quan đến các vấn đề này. Đa phần các công trình này được phát triển bởi các tác
giả nổi tiếng ở những phòng thí nghiệm tiên tiến khác nhau trên thế giới và đều
có chung một số mục đích quy về tính đơn giản, nhanh chóng, tiện lợi và chính
xác trong phép phân tích.


8

Dưới đây liệt kê vắn tắt một số công trình trên thế giới cũng như tại Việt Nam
liên quan đến vấn đề phân tích cũng như xác định hoạt độ thấp của đồng vị phóng
xạ hay hàm lượng phóng xạ một số nguyên tố kim loại nặng trong mẫu môi trường
bằng hệ phổ kế alpha và những vấn đề liên quan.
1.1.1. TÌNH HÌNH NGHIÊN CỨU TRÊN THẾ GIỚI
Để thực hiện tốt việc phân tích hoạt độ thấp của các đồng vị phóng xạ trong
mẫu môi trường, cần phải có những quy trình phân tích và thiết bị đo phù hợp. Về
cơ bản, việc xác định các đồng vị phóng xạ phát alpha bằng hệ phổ kế alpha bao
gồm ba bước chính [57]: (1) xử lý mẫu bằng phương pháp hóa học, (2) tách hóa các
đồng vị quan tâm và (3) tạo nguồn alpha phù hợp với hệ đo.
Các mẫu phân tích ở dạng rắn như đất, đá và mẫu sa lắng thường được xử lý
bằng nhiều cách khác nhau để đưa chúng về dạng dung dịch hoà tan. Ví dụ như các
cách sau: acid hoá theo phương pháp của Joshi (1985) [70] hay của Schulz(1981)
[105], nung tan chảy với lithium metaborate theo phương pháp của Bojanowski

(2002) và nhiều tác giả khác [20], [25], [33], [46], [66], [77], [101], [113], [116],
[120], hay tro hoá mẫu bằng bình chứa Teflon kín ở áp suất cao [76]. Sau khi các
công đoạn phân hủy mẫu này được hoàn tất, các đồng vị phóng xạ phát alpha chắc
chắn sẽ nằm trong dung dịch hoà tan. Từ đó, việc tập hợp hay tách chúng ra khỏi
dung dịch hoà tan có thể được thực hiện theo các phương pháp khác nhau [63], [98],
[126]. Uranium và thorium thường được tách ra bằng kết tủa sắt hydroxide Fe(OH)
3

trong khi polonium (Po) theo phương pháp của Nozaki (1973) [94] và radium (cùng
với thorium) theo phương pháp đồng kết tủa barium sulfate (BaSO
4
) [111].
Năm 1974, Sill [111] đã khẳng định tất cả các đồng vị phát alpha từ radium đến
californium có thể tạo tủa tốt cùng với BaSO
4
trong dung dịch axít bao gồm một
lượng lớn kali sulfate (K
2
SO
4
). Trong cùng năm, Percival và Martin [96] cũng đã
phát triển một quy trình xác định
226
Ra và
228
Ra cũng như thorium, actinium và
protactinium trong các mẫu khác nhau của quặng uranium gần giống như quy trình
của Sill [109], nhưng việc đo đạc không sử dụng hệ phổ kế alpha mà sử dụng hệ đo
tổng alpha bêta hoặc đo radon.

9

Năm 1983, Sill [109] trình bày chi tiết quy trình sử dụng chì sulfate (PbSO
4
) để
tạo tủa cho việc làm giàu và tách radium cũng như barium ra khỏi dung dịch mẫu.
Đồng thời, một số nguyên tố khác như chì, cancium, strontium, thorium hay
polonium cũng sẽ kết tủa cùng với radium và barium. Các kết tủa này có thể được
hoà tan trở lại trong dung dịch axít diethylenetriaminepenta-acetic (DTPA). Ngoại
trừ radium và barium, các nguyên tố còn lại sẽ phản ứng tạo phức bền trong dung
dịch axit DTPA [88], [111], [127]. Trong quy trình này, các hoá chất như axít
sulphuric (H
2
SO
4
), K
2
SO
4
, PbSO
4
và sodium sulfate (Na
2
SO
4
) đã được sử dụng để
tạo các kết tủa. Ngoài ra,
133
Ba (đồng vị phóng xạ phát tia gamma) cũng được sử

dụng như một chất đánh dấu để theo dõi hiệu suất tách hoá của quy trình [38],
[109].
Năm 1995, Rodriguez-Alvarez và Sanchez [100] đã kết hợp hai quy trình tạo
tủa từ BaSO
4
và Fe(OH
3
), sau đó thực hiện việc tách chiết thorium ra khỏi radium.
Trong khi đó Jia cùng các cộng sự [68] cũng đã thực hiện việc kết hợp này, tuy
nhiên họ đã không thực hiện giống như Rodriguez-Alvarez và Sanchez. Mục tiêu
chính của họ là lượng tủa gồm radium, thorium và uranium càng nhiều chừng nào
càng tốt chừng đó.
Năm 2002, Zikovsky [127] đã thực hiện công trình nghiên cứu hiệu suất tạo kết
tủa của các đồng vị radium, polonium, thorium và uranium từ phương pháp của Sill
[109], [111]. Các kết quả nghiên cứu hiệu suất tạo kết tủa cho thấy, có khoảng 13%
polonium, 18% thorium, và ít hơn 3% uranium cùng tạo tủa với 88% radium. Hầu
hết uranium không tạo kết tủa và tồn tại trong dung dịch dưới trạng thái +6 [88],
[111].
Năm 2005, Bojanowski và các cộng sự [24] thực hiện các thí nghiệm theo quy
trình của Sill [109], nhưng các điều kiện thí nghiệm được thay đổi chút ít. Trong thí
nghiệm này, hoá chất isopropanol đã được sử dụng để làm giảm sự kết dính bề mặt
của kết tủa barium sulfate.
Rodriguez-Alvarez và Sanchez [100] cũng đã thực hiện thí nghiệm so sánh hai
quy trình tạo tủa để tách radium bằng BaSO
4
và manganse dioxide (MnO
2
). Kết quả

10

cho thấy, hiệu suất tạo tủa từ hai quy trình này là như nhau và dao động trong
khoảng 72% đến 90%. Ngoài ra, BaSO
4
được đề nghị sử dụng trong trường hợp
radium được quan tâm xác định và bỏ qua sự ảnh hưởng của các nguyên tố khác.
Về nguyên tắc, tủa MnO
2
được tạo thành thông qua phản ứng của potassium
permanganate (KMnO
4
) và manganese dichloride (MnCl
2
) trong dung dịch axít với
pH được điều chỉnh đến giá trị trong khoảng 8 đến 9. Bojanowski và các cộng sự
[24] đã nghiên cứu sự ảnh hưởng của các muối có nồng độ cao đến hiệu suất tạo tủa
sử dụng kỹ thuật tủa MnO
2
này. Kết quả cho thấy, khi nồng độ của muối NaCl lên
đến khoảng 100 g/l không ảnh hưởng đến hiệu suất tách barium, radium hay
uranium, trong khi các ion cancium và magnesium với nồng độ từ 0,2 đến 1 g/l sẽ
làm cho hiệu suất tủa không ổn định. Do đó không nên sử dụng
133
Ba để làm chất
đánh dấu trong trường hợp này.
Koide và Bruland [74] đã thực hiện việc phân tích radium với một lượng lớn
mẫu nước biển (20 lít) và trầm tích (5 gram) bằng kỹ thuật kết tủa với nhôm
orthophosphate AlPO
4

. Chì và radium được tách khỏi uranium và thorium với tủa
Pb(NO
3
)
2
. Hiệu suất tách radium ra khỏi ảnh hưởng của các nguyên tố khác đạt
khoảng 90%.
Năm 1981, Michel và các cộng sự [91] đã sử dụng sợi Mn để hấp thu radium
với hiệu suất lớn hơn 90% và thực hiện với thể tích mẫu từ 1 đến 2000 lít. Các sợi
Mn được chế tạo bằng cách ngâm các sợi thuỷ tinh acrylic trong dung dịch KMnO
4

sau đó thu được tủa MnO
2
trên các sợi này. Với kỹ thuật này, mẫu nước được cho
chảy qua hộp hay ống chứa các sợi Mn với lưu lượng chảy từ 5 đến 10 lít/phút. Sau
đó, bằng cách hoà tan lớp MnO
2
trên các sợi này trong dung dịch acid hydrochloric
(HCl) và một lượng nhỏ hydrogen peroxide (H
2
O
2
), radium được tách ra với hiệu
suất lớn hơn 90%.
Năm 1995, Koulouris [75] đã nghiên cứu những đặc tính cơ bản của việc hấp
thu radium trên lớp MnO
2
và nhận thấy cơ chế hấp thu barium diễn ra nhanh hơn
radium. Khi nhiệt độ tăng thì tốc độ hấp thu tăng, nhưng cũng chính điều này lại

gây ra sự hạn chế cho việc hấp thu khi lớp MnO
2
bị hỏng cấu trúc quá nhanh. Các


11

chất gây nhiễu được thêm vào hầu như không ảnh hưởng gì đến hiệu suất thu hồi
radium. Nhìn chung hiệu suất hấp thu đạt khoảng 90% trong một khoảng pH khá
rộng từ 4 đến 12.
Năm 1996, Bayes và các cộng sự [18] đã tạo ra lớp MnO
2
trên những sợi cotton
gần giống như sợi Mn ở trên [75], [91] cho việc hấp thu radium trong mẫu nước
khoáng. Mẫu phân tích với thể tích 100 ml được chảy qua ống chứa với tốc độ
khoảng 3 ml/phút, sau đó radium được hoà tan trong dung dịch hydroxylamine
hydrochloride ((NH
2
OH)
2
H
2
Cl
2
) và HCl.
Năm 2001, Sidle [108] đã thực hiện việc hấp thu radium bằng sợi Mn đối với
các mẫu nước ngầm và nước ao có xuất xứ đất trồng nông nghiệp trong việc sử
dụng phân bón gốc ammonium phosphate ((NH
4
)

3
PO
4
). Sau khi được hoà tan trong
dung dịch HCl, radium được tách ra khỏi dung dịch thông qua phản ứng tạo kết tủa
với BaSO
4
và cuối cùng được đo bằng hệ phổ kế gamma.
Những cải tiến từ phương pháp nêu trên còn được thực hiện với đĩa polyamide
được phủ lớp MnO
2
. Bằng cách này, radium được hấp thu trên đĩa ở pH trung tính
từ 7 đến 8 với hiệu suất 75% đến 90% trong khi polonium và chì cũng sẽ được hấp
thụ ở giá trị pH<4 với hiệu suất khoảng 40%. Các đồng vị
226
Ra,
224
Ra và
228
Ra trên
đĩa có thể đo trực tiếp bằng hệ phổ kế alpha sau khi đĩa đã được làm khô [41], [75],
[92].
Ngoài ra, các chất tách chiết thuộc nhóm amino acid và alkylphosphoric cũng
đã được sử dụng để tách chiết các đồng vị phóng xạ. Tributyl phosphate (TBP)
thường được sử dụng trong việc tách chiết uranium [78], thorium có thể được tách
ra khỏi hổn hợp dung dịch bằng cách tạo phức với axít ethylenediaminetetraacetic
(EDTA) trước khi quá trình tách chiết bắt đầu. Acid di-ethylhexyl phosphoric
(DEHPA) và tri-lauryl amine (TLA) cũng đã được sử dụng để tách uranium,
thorium và plutonium trong dung dịch HNO
3

, H
2
SO
4
và HCL [14].
Năm 1992, Lally [78] đã thực hiện việc tách chiết uranium, thorium và
plutonium bằng cách sử dụng các nhựa trao đổi anion (kỹ thuật trao đổi anion),
uranium dễ dàng tách khỏi các đồng vị khác vì nó ở trạng thái bền trong dung dịch


12

(phản ứng tạo phức bền) ví dụ như UO
2
(SO4)
-2
. Kỹ thuật này không được sử dụng
để tách radium, ngoài ra kỹ thuật trao đổi anion cũng đã được sử dụng để tách chiết
americium và curium [63], [70] một cách hữu hiệu. Trong khi thorium tồn tại trong
các dung dịch HCl, HNO
3
hay H
2
SO
4
thì dễ dàng được tách chiết bằng kỹ thuật trao
đổi cation [49], [57], [63]. Năm 1975 Vedoenko và Dubasov [14] đã ứng dụng kỹ
thuật này để tách radium ra khỏi các đồng vị con cháu trong dung dịch axít hay
dung dịch alkanline. Đối với kỹ thuật này, ở bước cuối cùng, radium được tách
bằng dung dịch HCl nồng độ từ 4 đến 9 M hoặc dung dịch HNO

3
nồng độ từ 4 đến
5 M. Tuy nhiên, kỹ thuật này tồn tại một nhược điểm là chấp nhận sự tồn tại đồng
thời của các nguyên tố barium, strontium (Sr) và lanthanide trong dung dịch ra thu
được cuối cùng [28], [30], [44], [97]. Sự tồn tại một lượng nhỏ barium trong dung
dịch radium cần phân tích ảnh hưởng đáng kể đến kết quả phân tích.
Năm 1980, Gelson [48] đã phát triển thành công kỹ thuật tách radium ra khỏi sự
ảnh hưởng của barium bằng cách sử dụng acid trans-1,2-Diaminocyclohexane-N, N,
N', N'-tetraacetic acid, monohydrate (CyDTA) như là một chất rửa giải. Bằng cách
sử dụng kỹ thuật này, Yamamoto và các cộng sự [125] đã thực hiện thành công việc
tách radium ra khỏi barium trong trường hợp lượng barium cao hơn rất nhiều so với
lượng radium. Kỹ thuật này sau đó cũng đã được một vài nhà khoa học quan tâm và
sử dụng [68], [69], [100], [125]. Sau khi xử lý mẫu, Rodriguez-Alverez và các cộng
sự [100] đã hoà tan mẫu vào dung dịch CyDTA. Sau đó họ đã sử dụng H
3
BO
3
để
điều kiện hoá nhựa trao đổi cation ở pH bằng 5 và cho dung dịch mẫu cần phân tích
chảy qua cột trao đổi. Barium được tách ra khỏi cột trao đổi ion bằng dung dịch
CyDTA ở pH bằng 8 và cuối cùng radium được rửa giải bằng HNO
3
. Jia và các
cộng sự [68] cũng đã thực hiện tương tự như trên bằng cách hoà tan tủa barium
sulfate thu được vào dung dịch CyDTA.
Volpe [123] đã sử dụng kỹ thuật trao đổi cation với dung dịch ammonium
EDTA nồng độ 0,01 M ở pH bằng 9 để loại bỏ các nguyên tố nhiễu như actinium,
chì, cancium, strontium và barium. Radium được rửa giải với dung dịch EDTA ở
pH bằng 10 và hoà tan vào dung dịch HCl loãng (phá bỏ phức Ra-EDTA). Sau đó

13

dung dịch này lại được cho chảy qua cột trao đổi cation một lần nữa và cuối cùng
radium được rửa giải với dung dịch HCl đậm đặc.
Hancock & Martin [89] và Purkl & Eisenhauer [99] đã chỉ ra một cách chi tiết
qui trình tách radium có sử dụng EDTA với sự kết hợp nhựa trao đổi cation và
anion. Tủa PbSO
4
thu được từ việc xử lý mẫu được hoà tan vào dung dịch EDTA ở
pH bằng 10, sau đó cho chảy qua cột trao đổi anion. Một lượng nhỏ radium và
barium trên cột tiếp tục được rữa giải với dung dịch EDTA ở pH bằng 10. Kết hợp
dung dịch rữa giải với dung dịch trước đó và hoà tan với hỗn hợp dung dịch HNO
3

và ammonium acetate (CH
3
COOONH
4
) để đưa pH về giá trị 4,5. Tiếp tục cho hỗn
hợp dung dịch này chảy qua cột trao đổi cation để loại bỏ các nguyên tố như chì,
thorium, actinium, polonium và uranium. Barium được loại bỏ bằng dung dịch HCl
nồng độ 2,5 M và cuối cùng radium được rữa giải với dung dịch HNO
3
nồng độ 6
M. Trong qui trình này hệ số tách radium ra khỏi các nguyên tố ảnh hưởng như
polonium, thorium, uranium và actinium là lớn hơn 10
4
trong khi đối với barium chỉ
lớn hơn 200.

Lawrie và các cộng sự [81] đã sử dụng kỹ thuật trao đổi cation để tách radium
ra khỏi các nguyên tố khác như magnesium, cancium, uranium hay thorium trong
mẫu nước, sau đó họ đã sử dụng nhựa trao đổi Sr để tách radium. Andrews và các
cộng sự [16] thì sử dụng 2 cột trao đổi cation để tập trung radium và barium sau đó
họ sử dụng nhựa trao đổi Sr để tách radium như cách của Lawrie. Cerspo [31] đã sử
dụng 2 cột trao đổi anion và một trao đổi cation, barium được tách với dung dịch
HCl nồng độ 2,5 M trong khi radium được rữa giải với dung dịch HCl nồng độ 6 M.
Thakkar và các cộng sự [119] thì sử dụng kỹ thuật trao đổi cation kết hợp với nhựa
trao đổi ion lanthanides (Ln) để tách
226
Ra và
228
Ra từ mẫu nước. Thông thường,
những nhựa trao đổi cation được bán thương mại trên thị trường với tên gọi như
BioRad AG50WX8 hoặc Dowex 50WX8.
Trong những nổ lực để tách chiết nhằm thu được những đồng vị phóng xạ cần
quan tâm ở dạng tinh khiết, ngoài những kỹ thuật vừa nêu trên, còn có một số kỹ
thuật sau đây đã được phát triển và sử dụng phổ biến hiện nay. Điểm đáng chú ý của


14

các kỹ thuật này là dựa trên sự hoạt động của những nhựa trao đổi đặc biệt nhằm
tách nhanh các đồng vị phóng xạ quan tâm phổ biến như uranium hay thorium
nhưng lại không bao gồm radium. Nhựa trao đổi UTEVA là một trong số đó, có cấu
tạo chính từ diamylamyl-phosphate (DAAP) nó được sử dụng để tách uranium và
thorium ra khỏi dung dịch HNO
3
nồng độ từ 3 đến 8 M một cách hữu hiệu [79].
Nhựa trao đổi TRU có cấu tạo chính từ octylphenyl-i-

butylcarbamoylmethylphosphine oxide và t-butylphosphate được sử dụng để hấp
thu các nguyên tố lanthanides và actinides từ dung dịch HNO
3
nồng độ 1,5 đến 3 M
[34], [97]. Nhựa trao đổi Ln có cấu tạo chính từ acid bis (2-ethylhexyl)-phosphoric
tách các nguyên tố lanthanides từ dung dịch HNO
3
loãng nồng độ 0,01 M [79], [90].
Ngoài ra, chúng ta cũng có thể tự tạo ra một số nhựa trao đổi khác bằng cách
cho bột polyethylene (microthene) phản ứng với chất tách chiết trioctylphosphine
oxide (TOPO). Các nhựa trao đổi này hấp thu rất tốt uranium và thorium trong dung
dịch HCl nhưng lại không hấp thu radium và barium [26], [50], [68], [69], [80],
[118]. Đối với việc xác định
228
Ra thông qua con cháu
228
Ac thì nhựa diphonix hay
nhựa DGA (N,N,N’,N
’
-tetraoctyl-diglycolamide) được sử dụng nhằm hấp thu
actinium và cho phép radium được tách chiết [90], [92]. Vì lượng actinium được
hấp thu bằng kỹ thuật này đủ tinh khiết, nên việc loại bỏ actinium trong dung dịch
cần xác định radium đóng vai trò quan trọng cho bước tạo nguồn đo tiếp theo cho
các thiết bị đo phù hợp [37], [92].
Một trong những công trình nghiên cứu vấn đề về điện phân để tạo ra nguồn
mỏng đầu tiên được thực hiện sớm nhất vào năm 1950 [32]. Đến năm 1963, Parker
và các cộng sự [95] đã đưa ra đề xuất cho việc định lượng trong quy trình điện phân
thorium và uranium lên cathode là đĩa thép không gỉ. Đồng thời họ cũng đưa ra chi
tiết các thông số tối ưu cho việc mạ điện phân như điện thế, dòng điện phân, nhiệt
độ hay pH của dung dịch…Chính điều này đã mở màng cho kỷ nguyên của việc tạo

mẫu alpha bằng phương pháp mạ điện phân cùng những thành công sau này.
Năm 1972, thay vì điện phân ở điện thế cao (khoảng 600 V) và cường độ dòng
điện thấp [95], Talvite [117] đã có những đột phá trong việc chế tạo bộ điện phân


15

đơn giản với giá thành thấp sử dụng dung dịch đệm ammonium sulfate ở giá trị pH
bằng 2 và cường độ dòng điện 1,2 A. Kết quả cho thấy hiệu suất của quy trình điện
phân này khá cao dao động trong khoảng từ 98,8% đến 99,8%. Tuy nhiên, do sự
bám dính của các chất cần điện phân lên thành ống điện phân, nên phương pháp này
không phù hợp trong việc phân tích hoạt độ thấp của các đồng vị phóng xạ hay
hàm lượng phóng xạ của một số nguyên tố kim loại nặng trong mẫu môi trường.
Năm 1974, trong lúc thực hiện việc điện phân
228
Th từ dung dịch nước acid, Sill
và các cộng sự [109], [111] quan sát thấy một lượng nhỏ
224
Ra cũng được điện phân
cùng với
228
Th. Tuy nhiên, do đặc tính hoá học đặc biệt nên khi được tạo ra, các oxít
hoặc hydroxide của radium rất dễ hoà tan trở lại vào nước dẫn đến hiệu suất điện
phân rất kém. Như vậy, các dung dịch hữu cơ có vẽ là một trong những dung môi
thích hợp cho việc điện phân tạo nguồn radium. Soret và Tauveron [115] đã phát
triển thành công quy trình điện phân sử dụng hỗn hợp dung môi hữu cơ isopropanol
và HCl để thực hiện việc điện phân plutonium lên đĩa platinum (Pt).
Năm 1975, Koide và Bruland [74] cũng đã xây dựng phương pháp điện phân
tương tự như Soret và Tauveron. Theo phương pháp này, lượng radium cần điện
phân sẽ được hoà tan trong hỗn hợp dung dịch hữu cơ bao gồm 90% isopropanol và

10% HCl (nồng độ 0,01 M). Việc điện phân được thực hiện ở điện thế 40 V, dòng
điện từ 100 đến 150 mA với đĩa Pt đóng vai trò cathode và dây Pt hoạt động như
một anode. Sau khoảng 5 phút, 90% lượng radium đã được điện phân lên đĩa Pt và
đến 20 phút hiệu suất điện phân thu được gần như 100%. Trước khi dừng quá trình
điện phân, một vài giọt dung dịch ammonium được thêm vào, sau đó các đĩa này
được nung ở nhiệt độ cao nhằm đuổi khí radon và làm cho lớp điện phân bền vững.
Do trong quá trình điện phân có sự xuất hiện các bọt khí, nên họ cũng khuyến cáo
không nên đặt anode và cathode quá gần nhau nhằm hạn chế sự ảnh hưởng đến hiệu
suất điện phân. Whitehead và các cộng sự [124] đã sử dụng các thông số điện phân
của Koide và Bruland trong thí nghiệm của họ và đạt được độ phân giải phổ alpha
của
226
Ra ở mức 75 keV. Tuy nhiên, họ đã sử dụng đĩa thép không gỉ để làm
cathode quay phù hợp với anode và kết luận rằng cả HNO
3
và HCl đều cho kết quả


16

như nhau, trong khi đó H
2
SO
4
sẽ làm ảnh hưởng đến quá trình điện phân dẫn đến
tăng thời gian điện phân.
Năm 1984, Roman [102] đã phát triển thành công quy trình điện phân radium
sử dụng đĩa thép không gỉ để làm cathode và ammonium acetate làm dung dịch đệm
ở pH bằng 9. Quy trình điện phân được thực hiện với cường độ dòng điện 400 đến
600 mA và điện thế từ 10 đến 14 V. Năm 1986, Short [107] đã ứng dụng quy trình

điện phân của Roman để thực hiện thí nghiệm chứng tỏ tính ứng dụng mạnh của
phương pháp này trước sự tồn tại của nhiều nguyên tố được cho là gây cản trở quy
trình điện phân như sodium, potasium, cancium, aluminum hoặc silicon.
Năm 1988, Garcia-Tenorio và Garcia-Leon [45] đã sử dụng phương pháp điện
phân của Roman để điện phân hỗn hợp
226
Ra và
239
Pu. Kết quả thí nghiệm cho thấy,
hiệu suất điện phân radium đạt từ 75% đến 95% trong khi hiệu suất điện phân
239
Pu
đạt từ 35% đến 45%. Ông khuyến cáo nên thực hiện việc tách hoá các nguyên tố
actinides ra khỏi mẫu phân tích để tránh ảnh hưởng đến kết quả đo đạc. Năm 2000,
Crespo [31] cũng đã phát hiện một lượng
225
Ac cùng được điện phân với
225
Ra (chất
đánh dấu tracer) khi việc điện phân được thực hiện sau một khoảng thời gian kể từ
lúc dung dịch điện phân được chuẩn bị.
Năm 1991, Orlandini và các cộng sự [151] đã thử sử dụng nhiều quy trình điện
phân khác nhau để điện phân
226
Ra trong sự ảnh hưởng của một lượng nhỏ barium
(5 – 10 µg). Đây cũng là lần đầu tiên họ đề nghị sử dụng thêm một lượng nhỏ
platinium hoà tan vào dung dịch điện phân bao gồm ammonium oxalate và HCl với
pH bằng 3. Theo họ, cho dù có sự tồn tại một lượng nhỏ barium trong dung dịch,
nhưng nếu chúng ta thực hiện thêm bước này thì hiệu suất điện phân sẽ được cải
thiện đáng kể.

Năm 1995, Alvarado cùng các cộng sự [15] đã nghiên cứu sự ảnh hưởng của
việc tồn tại nhiều nguyên tố khác nhau như magnesium, cancium, sắt và barium (10
– 100 µg) lên việc điện phân theo quy trình của Orlandini. Magnesium, cancium và
sắt không gây ảnh hưởng đáng kể đến hiệu suất của quá trình điện phân, trong khi
10 µg barium sẽ làm giảm 50% hiệu suất của quá trình điện phân này.


17

Năm 1995, Vargas và Soto đã thực hiện quy trình điện phân theo phương pháp
của Koide & Bruland [74] và Whitehead [124]. Hiệu suất điện phân đạt từ 75% đến
90% và độ phân giải phổ alpha thay đổi từ 25 – 30 keV thành 35 – 40 keV dưới sự
ảnh hưởng của 100 đến 150 µg barium. Trong khi đó, khi Martin và Hancock [88]
sử dụng hỗn hợp dung dịch điện phân gồm ammonium acetate nồng độ 0,35 M và
HNO
3
loãng (nồng độ 0,1 M) để thực hiện việc điện phân, họ nhận thấy 1 µg Ba sẽ
làm hiệu suất điện phân giảm từ 93% xuống còn 63%. Nếu 9 và 60 µg barium tồn
tại, hiệu suất điện phân sẽ giảm còn 31% và 10%. Như vậy, khi hỗn hợp dung dịch
ammonium acetate và HNO
3
loãng được sử dụng cho việc điện phân, cần hạn chế
sự tồn tại vượt quá 5 µg barium trong dung dịch [15].
1.1.2. TÌNH HÌNH NGHIÊN CỨU TẠI VIỆT NAM
Tại Việt Nam hiện nay không có nhiều nhóm nghiên cứu, phân tích và xác định
hoạt độ thấp của đồng vị phóng xạ hay hàm lượng phóng xạ một số nguyên tố kim
loại nặng trong mẫu môi trường bằng hệ phổ kế alpha.
Năm 2004, ở Trung tâm Hạt nhân Tp.HCM, có nhóm của Nguyễn Văn Sức,
Ngô Quang Huy và Trịnh Thị Bích bắt đầu xây dựng quy trình phân tích các đồng
vị phóng xạ của uranium và thorium trong điều kiện phòng thí nghiệm không cần

các thiết bị phức tạp để tách và điện phân các đồng vị của uranium và thorium. Ưu
điểm khác của phương pháp là hiệu suất tách uranium và thorium rất ổn định nên
không cần phải sử dụng vết đồng vị phóng xạ để xác định hiệu suất hóa học. Đến
năm 2006 công trình này được công bố trên tạp chí quốc tế [64].
Ở Viện NCHN Đà Lạt có nhóm nghiên cứu của Phan Sơn Hải thực hiện các
dịch vụ phân tích mẫu bằng hệ phổ kế alpha.
Ở Viện địa chất Hà Nội, năm 2005 có công trình nghiên cứu của Nguyễn Trung
Minh [8] sử dụng hệ phổ kế alpha cho các đo đạc nghiên cứu dị thường phóng xạ
lưu vực sông Đà và sông Hồng.
Ở Bộ môn Vật lý Hạt nhân, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên Tp.HCM có
nhóm Mai Văn Nhơn cùng các cộng sự đã và đang sử dụng hệ phổ kế alpha có tại