Nghiên cứu sử dụng liều kế nhiệt huỳnh quang ( TLD) để đo liều bức xạ gamma trong môi trường (luận văn thạc sĩ)

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI
TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN
------------***------------

BÙI THỊ ÁNH DƢƠNG

NGHIÊN CỨU SỬ DỤNG LIỀU KẾ NHIỆT HUỲNH QUANG
(TLD) ĐỂ ĐO LIỀU BỨC XẠ GAMMA TRONG MÔI TRƢỜNG

LUẬN VĂN THẠC SỸ KHOA HỌC

Hà Nội - 2013

1


MỤC LỤC
MỤC LỤC .................................................................................................................. 2
DANH MỤC VIẾT TẮT ......................................... Error! Bookmark not defined.
DANH MỤC HÌNH ................................................. Error! Bookmark not defined.
MỞ ĐẦU .................................................................................................................... 5
1.

Đặt vấn đề......................................................................................................... 5

2.

Mục tiêu đề tài .................................................................................................. 6

3.

Nội dung nghiên cứu ........................................................................................ 6

Chƣơng 1: TỔNG QUAN .......................................................................................... 7
1.1.

Các nguyên tố phóng xạ trong tự nhiên ........................................................... 7

1.2.

Liều chiếu do phóng xạ môi trƣờng gây ra cho dân chúng ............................ 10

1.2.1.

Chiếu xạ ngoài ............................................................................................ 10

1.2.2.

Chiếu xạ trong ............................................................................................. 10

1.2.3.

Liều hiệu dụng tổng cộng ( chiếu xạ ngoài và chiếu xạ trong) .................. 14

1.3.

Tác dụng của các tia bức xạ đối với sức khoẻ con ngƣời. ............................. 15

1.4.

Tình hình nghiên cứu trong và ngoài nƣớc .................................................... 18

1.5.

Bức xạ hạt nhân và các đơn vị đo liều bức xạ ................................................ 20

1.5.1.

Hoạt độ phóng xạ ........................................................................................ 20

1.5.2.

Liều hấp thụ ................................................................................................ 21

1.5.3.

Liều tƣơng đƣơng sinh học và liều hiệu dụng ............................................ 21

1.5.4.

Liều giới hạn cho phép ............................................................................... 23

1.6.

Các phƣơng pháp xác định liều bức xạ trong tự nhiên .................................. 23

1.7.

Nhiệt huỳnh quang và đặc trƣng của liều kế nhiệt huỳnh quang ................... 24

1.7.1.

Nhiệt huỳnh quang ...................................................................................... 24

1.7.2. Một số liều kế nhiệt phát quang sử dụng trong đo liều bức xạ ion hóa ......... 25

2


Một số đặc trƣng của vật liệu nhiệt huỳnh quang LiF:Mg,Ti (ký hiệu thƣơng

1.7.3.

phẩm là TLD-100) .................................................................................................... 26
Chƣơng 2: ĐỐI TƢỢNG, PHẠM VI VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU ......... 28
2.1. Đối tƣợng và phạm vi nghiên cứu ..................................................................... 28
2.2. Phƣơng pháp nghiên cứu .................................................................................. 28
2.2.1

Phƣơng pháp thu thập tài liệu. .................................................................... 28

2.2.2

Chuẩn bị mẫu liều kế nhiệt huỳnh quang TLD-100 sử dụng đo gamma môi

trƣờng. ..................................................................................................................... 28
2.2.3

Xử lý nhiệt độ và chuẩn liều kế .................................................................. 29

2.2.4

Đặt liều kế nhiệt huỳnh quang TLD-100 tại các địa điểm nghiên cứu. ...... 30

2.2.5

Xây dựng phƣơng pháp đo liều bức xạ môi trƣờng bằng liều kế nhiệt huỳnh

quang TLD -100. ...................................................................................................... 31
2.2.5.1
2.2.6

Thiết bị đọc HARSHAW- 4000: ............................................................. 31
Đánh giá liều gamma môi trƣờng bằng phƣơng pháp đo tại hiện trƣờng [20]
34

2.2.7

Đánh giá liều môi trƣờng bằng phƣơng pháp đo hoạt độ các nhân phóng xạ trong

mẫu đất 34
2.2.8

Xử lý số liệu ............................................................................................... 36

2.2.9

Phƣơng pháp tổng hợp, phân tích .............................................................. 36

Chƣơng 3: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN ............................................................... 37
3.1.

Xác định hệ số chuẩn cho từng chíp TLD đo gamma môi trƣờng ................. 37

3.2.

Xác định ngƣỡng nhạy của chip TLD 100 ..................................................... 37

3.3.

Xác định suất liều gamma trong môi trƣờng bằng phƣơng pháp sử dụng liều kế

nhiệt huỳnh quang ( TLD 100) ................................................................................. 38
3.4.

Xác định suất liều gamma môi trƣờng bằng phƣơng pháp đo hoạt độ các nhân

phóng xạ trong mẫu đất ............................................................................................ 42

3


3.5.

Xác định suất liều gamma môi trƣờng bằng phƣơng pháp đo gamma hiện trƣờng
43

3.6.

So sánh phƣơng pháp đo liều gamma môi trƣờng bằng TLD với các phƣơng pháp

khác. 46
3.7.

Đánh giá liều chiếu đối với dân chúng tại khu vực nghiên cứu . ................... 48

KẾT LUẬN VÀ KHUYẾN NGHỊ .......................................................................... 50
KẾT LUẬN .............................................................................................................. 50
KHUYẾN NGHỊ ...................................................................................................... 51
TÀI LIỆU THAM KHẢO ........................................................................................ 52

4


MỞ ĐẦU
1.

Đặt vấn đề
Thế giới chúng ta đang sống có chứa nhiều chất phóng xạ và các chất này đã có

ngay từ khi hình thành nên trái đất. Có trên 60 nhân phóng xạ đƣợc tìm thấy trong tự
nhiên. Về nguồn gốc, các nhân phóng xạ này có thể phân thành ba loại chính sau:
1. Các nhân phóng xạ có từ khi hình thành nên trái đất còn gọi là các nhân phóng xạ
nguyên thủy.
2. Các nhân phóng xạ đƣợc hình thành do tƣơng tác của các tia vũ trụ với vật chất
của trái đất.
3. Các nhân phóng xạ đƣợc hình thành do con ngƣời tạo ra.
Các nhân phóng xạ đƣợc hình thành do hai nguồn gốc đầu đƣợc gọi là các nhân phóng xạ
tự nhiên, còn các nhân phóng xạ do con ngƣời tạo ra đƣợc gọi là các nhân phóng xạ nhân
tạo. So với lƣợng phóng xạ tự nhiên thì lƣợng phóng xạ do con ngƣời tạo ra là rất nhỏ và
một phần lƣợng phóng xạ này đã bị phát tán vào trong môi trƣờng của thế giới. Vì vậy

chúng ta có thể phát hiện thấy các nhân phóng xạ tự nhiên và nhân tạo có mặt ở khắp mọi
nơi trong các môi trƣờng sống nhƣ đất, nƣớc và không khí [2].
Tất cả các nhân phóng xạ có trong tự nhiên gây ra cho con ngƣời một liều chiếu bức xạ
nhất định vì các nhân phóng xạ phát ra các bức xạ ion hóa có thể gây ra liều chiếu ngoài
nếu các nhân phóng xạ ở bên ngoài cơ thể con ngƣời và gây ra liều chiếu trong nếu các
nhân phóng xạ thâm nhập vào trong cơ thể con ngƣời qua đƣờng hô hấp, tiêu hóa hay vết
trầy xƣớc trên da. Mức liều chiếu do các nhân phóng xạ tự nhiên gây ra cho con ngƣời có
thể đƣợc xác định bằng các thiết bị đo liều bức xạ xách tay hoặc các liều kế bức xạ môi
trƣờng nhiệt phát quang. Trong đó, liều kế nhiệt phát quang có thể xác định đƣợc liều
chiếu trong thời gian dài, nên loại bỏ đƣợc những ảnh hƣởng của các yếu tố môi trƣờng
đến kết quả đo liều chiếu đối với dân chúng [6]. Sự có mặt của các đồng vị phóng xạ luôn
ảnh hƣởng dù ít hay nhiều đến tình trạng sức khỏe của con ngƣời và môi trƣờng xung
quanh bởi sự tác động của bức xạ lên vật chất sống. Con ngƣời từ lúc ra đời đã bắt đầu
sống chung với phóng xạ và chịu ảnh hƣởng của mọi loại phóng xạ. Do đó, việc nghiên
5


cứu kiểm soát bức xạ và những tác động có hại của phóng xạ đến sức khỏe con ngƣời
cũng nhƣ các ảnh hƣởng của chúng lên môi trƣờng sống là rất quan trọng và nhận đƣợc
nhiều sự quan tâm. Vì vâỵ đề tài “Nghiên cứu sử dụng liều kế nhiệt huỳnh quang ( TLD)
để đo liều bức xạ gamma trong môi trƣờng” đƣợc thực hiện nhằm mục đích xác định liều
bức xạ gamma trong môi trƣờng phục vụ cho việc xác định liều chiếu của dân chúng tại
các trạm quan trắc phóng xạ môi trƣờng.
2. Mục tiêu đề tài
-Xây dựng phƣơng pháp đo liều bức xạ gamma trong môi trƣờng bằng liều kế nhiệt
huỳnh quang TLD-100.
-Xác định liều chiếu của dân chúng tại địa điểm nghiên cứu.
3. Nội dung nghiên cứu


Xây dựng phƣơng pháp xác định liều bức xạ gamma trong môi trƣờng bằng
liều kế nhiệt huỳnh quang.



So sánh phƣơng pháp đo liều bức xạ gamma môi trƣờng sử dụng liều kế
nhiệt huỳnh quang TLD với các phƣơng pháp đo liều bức xạ gamma trong
môi trƣờng khác.



Đánh giá liều chiếu của bức xạ gamma môi trƣờng đối với dân chúng tại
địa điểm thực nghiệm.

6


Chƣơng 1: TỔNG QUAN
1.1. Các nguyên tố phóng xạ trong tự nhiên
Sau sự kiện Big Bang là quá trình hình thành mặt trời và hệ thống hành tinh của
chúng ta. Trong đám tro bụi đó một lƣợng lớn các chất phóng xạ có mặt trên Trái Đất.
Theo thời gian, đa số các nguyên tố phóng xạ này phân rã và trở thành những nguyên tố
bền vững là thành phần vật liệu chính của hệ thống hành tinh chúng ta hiện nay. Tuy
nhiên đối với các nguyên tố phóng xạ có chu kỳ bán rã rất lớn, chúng vẫn đang tồn tại
trong vỏ Trái Đất đó là những nguyên tố Kali, Uranium, Thorium, con cháu của chúng và
một số các nguyên tố khác. Các đồng vị phóng xạ tự nhiên chủ yếu thuộc 3 chuỗi phóng
xạ, đó là chuỗi 232Th, chuỗi 238U và chuỗi 235U. Chúng có khả năng phân rã anpha và bêta
mạnh và có thể tóm lƣợc nhƣ trong Bảng 1.1.
Bảng 1. 1 Sơ đồ chuỗi phóng xạ tự nhiên Thorium và Uranium

Chuỗi Th-232
Hạt nhân

Thời

Chuỗi U-238
gian Hạt nhân

bán rã
Th-232

14 x 109năm

↓ 1α
Ra-228

6,7 năm

Chuỗi U-235

Thời

gian Hạt nhân

bán rã

rã

U-238

4,47x109nă

U-235

↓ 1α,2β

m

↓ 1α,1β

U-234
↓ 1α

Thời gian bán

Pa-231

0,704x109năm

32,8x103 năm

245x103năm

Th-230
↓ 1α,2β
Ra-224

↓ 1α
3,6 ngày

↓ 1α
Rn-220

Ra-226
↓ 1α

55 giây

75x103năm

↓ 2α,1β
Ra-223

1600 năm

Rn-222

↓ 1α
Rn-219

3,82 ngày
7

11,4 ngày

4 giây


↓ 1α

↓ 3α,2β

Po-216

0,16 giây

Pb-210

↓ 1α
22 năm

Po-215

1,8x10-3 giây

↓ 2β
Po-210
↓ 2α,2β
Pb-208

138 ngày

↓ 1α
Bền

Pb-206

↓ 2α,2β
Bền

Pb-207

Bền

Các nguyên tố phóng xạ có ở khắp mọi nơi trên Trái Đất, trong đất, trong nƣớc và
trong không khí. Theo nguồn gốc, các nguyên tố phóng xạ có thể đƣợc chia thành 3 loại:
 Loại đƣợc hình thành cùng với tuổi của Trái đất ;
 Loại đƣợc tạo thành do tƣơng tác của tia vũ trụ với vật chất;
 Loại đƣợc tạo thành do hoạt động của con ngƣời.
Các hạt nhân phóng xạ đƣợc tạo thành và tồn tại một cách tự nhiên trong đất, nƣớc
và trong không khí, thậm chí trong chính cơ thể chúng ta. Theo Cơ quan Năng lƣợng
nguyên tử Quốc tế (IAEA), trong 1 kg đất có thể chứa 3 đồng vị phóng xạ tự nhiên với
hàm lƣợng trung bình nhƣ sau:
370 Bq 40K (100 – 700 Bq)
25 Bq 226Ra (10 – 50 Bq)
25 Bq 238U (10 – 50 Bq)
25 Bq 232Th (7 – 50 Bq)
Nguyên tố Uranium gồm các đồng vị: Uranium-238 chiếm 99,3% Uranium tự
nhiên, khoảng 0,7% là Uranium-235 và khoảng 0.005% là Uranium-234. U-238 và U-234
là các đồng vị phóng xạ thuộc họ Uranium, còn U-235 là đồng vị phóng xạ thuộc họ
Actinium.
Các chuỗi phóng xạ tự nhiên có các đặc điểm:
8


-

Đồng vị đầu tiên của chuỗi có chu kỳ bán rã lớn

-

Các chuỗi này đều có một đồng vị tồn tại dƣới dạng khí, các chất khí phóng xạ
này là các đồng vị của radon.

-

Sản phẩm cuối cùng trong các chuỗi phóng xạ là Chì.

Ngoài các đồng vị trong các chuỗi phóng xạ tự nhiên nêu trên, trong tự nhiên còn
có một số đồng vị phóng xạ rất phổ biến khác nhƣ : 40K,

14

C...Những đồng vị này có thể

đƣợc thấy trong thực vật, động vật và cả trong môi trƣờng. Đồng vị phóng xạ 14C là đồng
vị đƣợc hình thành do sự tƣơng tác của bức xạ nơtron (có trong tia vũ trụ) với hạt nhân
nguyên tử

14

N. Hoạt độ phóng xạ của một số nhân phóng xạ chủ yếu trong môi trƣờng

đƣợc đƣa ra trong bảng 1.2.
Bảng 1. 2. Hoạt độ phóng xạ của một số hạt nhân nguyên thủy [4]
Hạt nhân

238

U

Độ giàu trong tự nhiên

Hoạt độ

Chiếm 99.2745% uranium
trong tự nhiên, tổng lƣợng
≈0.7pCi/g ( 25Bq/kg)
uranium chiếm từ 0.5 đến 4.7
ppm trong đá thông thƣờng

235

232

U

0.72% uranium trong tự nhiên

Th

Chiếm từ 1.6 đến 20ppm trong
đá thông thƣờng và chiếm trung
≈1.1pCi/g( 40Bq/kg)
bình khoảng 10.7ppm lƣợng đá
trên bề mặt Trái đất
0.42pCi/g(
16Bq/kg)
trong đá vôi và 1.3pCi/g

226

Ra

Có trong đá vôi và đá phun trào
( 48Bq/kg) trong đá phun
trào

222

40

Rn

K

Là khí hiếm

0.016pC/L ( 0.6Bq/m3)
đến 0.75pCi/L(28Bq/m3)
( giá trị trung bình hàng
năm ở Hoa Kỳ)

Trong đất

1-30pCi/g(
1.1Bq/g)
9

0.037-

1.2. Liều chiếu do phóng xạ môi trƣờng gây ra cho dân chúng
Con ngƣời đang sống trong môi trƣờng mà mọi nơi đều có các nhân phóng xạ tự nhiên,
chúng phát ra các bức xạ gamma, anpha, beta gây ra liều chiếu cho con ngƣời. Các tia
bức xạ chiếu vào cơ thể từ bên ngoài sẽ gây ra liều chiếu xạ ngoài; Khi các nhân phóng
xạ đi vào cơ thể con ngƣời và phát ra các tia bức xạ, khi đó sẽ gây ra liều chiếu trong.
1.2.1. Chiếu xạ ngoài


Bức xạ gamma từ các nhân phóng xạ trong đất, đá

Đây là nguồn chiếu xạ chủ yếu trong số các nguồn chiếu xạ ngoài của môi trƣờng đối với
con ngƣời. Từ các kết quả nghiên cứu thực hiện trên nhiều khu vực, lãnh thổ khác nhau
trên thế giới, ngƣời ta đã đánh giá suất liều hấp thụ trung bình ở độ cao 1m trên mặt đất
đối với con ngƣời vào khoảng từ 20 đến 159nGy/h. Trong phổ suất liều hấp thụ trung
bình đó, ngƣời ta đánh giá một giá trị trung bình là 55 nGy/h, tƣơng đƣơng với liều hiệu
dụng trung bình một ngƣời phải chịu là 0.41mSv/ năm. Tùy theo từng vị trí trên Trái Đất,
giá trị đó có khác nhau, thí dụ nhƣ ở Mỹ là 0.28mSv/năm, ở Thụy Sỹ là 0.64mSv/năm
[4].
Trong thành phần của các nguồn chiếu xạ ngoài từ bức xạ gamma của các đồng vị
phóng xạ từ đất thì 40K chiếm 35% các đồng vị phóng xạ của dãy 238U chiếu 25%, và của
dãy 232Th là 40%.


Phóng xạ của tia vũ trụ

Phóng xạ có nguồn gốc từ tia vũ trụ đóng góp vào liều hấp thụ đối với con ngƣời là
không đáng kể. Ở độ cao mực nƣớc biển, liều hấp thụ gây ra bởi thành phần bức xạ ion
hóa là 27nGy/h, tƣơng ứng với liều hiệu dụng là 240µSv/ năm. Liều này tăng theo độ cao

so với mực nƣớc biển ( cứ 100m tăng 4µSv). Trên 25km thì liều đó có giá trị gần nhƣ
không đổi, vào khoảng 80µGy/h. Tính trung bình theo các nhóm ngƣời sống trên Trái
Đất thì liều hiệu dụng hàng năm do tia vũ trụ đƣợc đánh giá là 355µSv, trong đó thành
phần đóng góp của bức xạ ion hóa là 300µSv, còn 55µSv là của thành phần nơtron [4].
1.2.2. Chiếu xạ trong
10


Khi các chất phóng xạ tự nhiên xâm nhập vào cơ thể qua con đƣờng ăn uống và hít thở sẽ
tạo nên một nguồn chiếu xạ trong đối với cơ thể. Quá trình chuyển hóa làm cho một số
đồng vị đƣợc thải ra ngoài và một số còn lƣu lại trong cơ thể.
Hai tổ chức quốc tế là Ủy ban khoa học Liên Hiệp Quốc về những ảnh hƣởng của
bức xạ nguyên tử - United Nation Scientific Committee on the Effects of Atomic
Radiations (UNSCEAR) và Ủy ban an toàn phóng xạ quốc tế- International Commission
on Radiological Protection (ICRP) đã tính liều hiệu dụng hàng năm gây bởi chiếu xạ
trong đối với con ngƣời. Do tính chất phức tạp của các đặc trƣng của các đồng vị trong
các dãy phóng xạ tự nhiên nên để thuận tiện, ngƣời ta chia các dãy đó thành từng nhóm
khi tính toán liều chiếu xạ trong:


Dãy 238U

Do tính chất hóa lý của các đồng vị trong dãy

238

U là khác nhau nên hoạt độ của chúng

trong các loại thực phẩm khác nhau nằm trong một dải khá rộng. Một số số liệu về hoạt
độ của các đồng vị trong một số loại thực phẩm điển hình đƣợc đƣa ra trong bảng 1.3.

Bảng 1. 3. Các giá trị hoạt độ riêng điển hình của thực phẩm, nƣớc, tính ra Bq/kg [4]
238

Thực phẩm
Sản

234

U-

210
230

U

Th

226

Ra

210

Pb-

228
232

Po

Th

228

Ra

T

h

phẩm 1

0.5

5

90

0.3

5

0.3

phẩm 2

2

15

120

1

10

1

sữa
Sản
thịt
Lúa, ngô,…

20

10

80

320

3

60

3

Rau có lá

20

20

50

50

15

40

15

0.5

30

50

0.5

20

0.5

Rau củ, hoa 3
quả
Cá

30

-

100

5000

-

-

-

Nƣớc

1

0.1

0.5

5

0.05

0.5

0.05

11

Bảng 1. 4. Hoạt độ riêng trong không khí [3].
238

Đồng vị

234

UU

Hoạt độ 1

230

Th

0.5

226

Ra

0.5

210

Pb

500

210

Po

50

232

228

Th

1

Ra

1

228

Th

1

riêng
µBq/m3
Bảng 1. 5 Lƣợng thực phẩm tiêu thụ ( trung bình) của ngƣời lớn [4].
Loại thực phẩm

Lƣợng tiêu thụ hàng năm

Sản phẩm sữa

105kg/năm

Sản phẩm thịt

50-

Lúa, ngô, …

140-

Rau có lá

60-

Rau củ, hoa quả

170-

Cá

15-

Nƣớc

500 lít/năm

Trên cơ sở số liệu hoạt độ của các đồng vị trong lƣơng thực thực phẩm và nƣớc tiêu thụ
của con ngƣời trong các bảng 1.3,1.4,1.5 , liều hấp thụ con ngƣời nhận đƣợc hàng năm
đƣợc đƣa ra trong bảng 1.6.
Bảng 1. 6 Liều hấp thụ hiệu dụng ( tính theo µSv/năm) cho ngƣời lớn [4].

Đồng vị

Lƣợng phóng xạ hấp thụ (mBq)

Liều hiệu dụng

Ăn uống

Hít thở

(µSv/năm)

238

U- 234U

1.104

14.103

0,8

230

Th

2,5.103

3,5.103

0.4

226

Ra

1,9.104

4.103

5,7

210

Pb-210Po

9.104

3,9.103

47

232

Th

1,3.103

7.103

1,9

228

Ra

1,4.104

7.103

3,5

12


1,3.103

228Th

 Riêng đối với đồng vị

222

7.103

0,6

Rn vì là chất khí duy nhất trong dãy 238U, nên Rn và các sản

phẩm phân rã của nó dễ dàng đi vào cơ thể con ngƣời qua đƣờng hô hấp. Radon-222 là
sản phẩm phân rã trực tiếp của đồng vị 226Ra trong dãy 238U, với chu kỳ bán rã của 222Rn
là 3.8 ngày, nên Radon thƣờng thoát ra từ môi trƣờng đất và vật liệu xây dựng. Vì vậy
hàm lƣợng 222Rn trong nhà thƣờng cao hơn ở ngoài trời.
Ở châu Âu trung bình từ 20 đến 50 Bq/m3; ở Mỹ trung bình là 55Bq/m3 nhƣng trong
khoảng 1-3% các căn hộ riêng , tức là khoảng hàng triệu nhà, hàm lƣợng radon lên tới
300Bq/m3[4].
Ở Việt Nam, chƣa có đầy đủ số liệu thống kê, tuy nhiên kết quả của một số nghiên
cứu cho thấy: Lƣợng radon trong nhà ở khu vực Hà Nội vào khoảng 30Bq/m3; ở miền núi
thƣờng lớn hơn vài lần[5].
Hàm lƣợng radon trong nhà ở phụ thuộc vào vùng địa lý, tùy thuộc vào mùa trong năm
và các yếu tố địa lý, khí hậu…Trong một nhà: tầng thấp có hàm lƣợng radon cao hơn so
với tầng cao. Trong phòng thoáng, hàm lƣợng radon thấp hơn so với trong phòng kín.


Dãy phân rã phóng xạ Thori ( Thori 232- 232Th)

Với Th 232, qua 10 lần dịch chuyển, trở thành đồng vị chì bền vững 208Pb. 220 Rnlà sản
phẩm trong chuỗi phân rã của Th 232 và thƣờng đƣợc gọi là thoron (Tn), có thời gian
sống 80,06 giây, chu kỳ bán rã 55,6 giây. Vì thoron có đời sống quá ngắn nên nó không
thể di chuyển một khoảng cách xa từ nguồn giống nhƣ radon trƣớc khi phân rã. Thỉnh
thoảng có thể bắt gặp thoron trong không khí và thƣờng gặp hơn trong đất và trong khí
đất. Do vậy chỉ có một phần rất nhỏ khí thoron tích tụ trong nhà. Tuy nhiên ngay cả với
lƣợng nhỏ nhƣ vậy thoron vẫn có thể là một mối nguy hiểm vì con cháu của nó bao gồm
212

Pb có chu kỳ bán rã 10,6 giờ đủ dài hơn để tích lũy đến một mức đáng kể trong không

khí thở.


Các đồng vị phóng xạ có nguồn gốc từ tia vũ trụ
13


Trong số các đồng vị có nguồn gốc từ tia vũ trụ có đóng góp đáng kể vào liều chiếu xạ
trong, phải kể đến 3H, 7Be, 14C, và 22Na. Trong số 4 đồng vị này thì 14C có đóng góp lớn
hơn cả. Hoạt độ phóng xạ gây bởi 14C có trong cơ thể ngƣời đƣợc đánh giá vào khoảng
50Bq/g, tƣơng ứng với liều hiệu dụng là 12µSv/năm [2].


Các đồng vị phóng xạ sống dài khác

Trong số các đồng vị phóng xạ tự nhiên, không thuộc họ phóng xạ nào nhƣng
đóng góp đáng kể vào liều chiếu trong, phải kể đến đồng vị 40K.
Lƣợng K có trong cơ thể ngƣời vào khoảng 2.10-3 g/g có thể khác nhau tùy theo
lứa tuổi, giới tính. Trong cơ thể đàn ông có nhiều kali hơn so với phụ nữ. Ở cơ thể ngƣời
già, lƣợng kali giảm trung bình 10mg/năm.
Độ phổ cập tƣơng đối của 40K trong kali tự nhiên là 0,117% thời gian bán rã của
40

K là 1,28.109 năm. Hoạt độ 40K trong cơ thể ngƣời( tính cho trọng lƣợng trung bình là

50kg) đƣợc đánh giá là 600Bq/kg, tƣơng ứng với liều hiệu dụng hàng năm là
165µSv/năm.
1.2.3. Liều hiệu dụng tổng cộng ( chiếu xạ ngoài và chiếu xạ trong)

Bảng dƣới đây cho biết liều hiệu dụng hàng năm gây bởi các nguồn phóng xạ tự
nhiên, tính trung bình cho ngƣời lớn trong các vùng có phóng xạ tự nhiên bình thƣờng (
theo ICRP). Ta nhận thấy radon đóng vai trog chủ yếu trong liều hấp thụ tổng cộng do
phóng xạ tự nhiên. Để hình dung mức độ lớn, nhỏ của liều hiệu dụng tổng cộng hàng năm
do các nguồn phóng xạ tự nhiên trình bày trong bảng 7, ta có thể so sánh với liều hiệu
dụng hàng năm gây bởi các nguồn phóng xạ khác. Chẳng hạn trong y tế, mỗi lần chụp Xquang, liều hấp thụ hiệu dụng mà ngƣời ta phải chịu là vào khoảng 0,5mSv.

Bảng 1. 7. Liều hiệu dụng ( µSv/năm) do phóng xạ tự nhiên [4].
Nguồn

Chiếu xạ ngoài

14

Chiếu xạ trong

Toàn phần


Tia vũ trụ
-Thành phần hạt tích điện 300

-

300

-Thành phần Nơtron

55

-

55

-

15

15

60

160

6

166

Các đồng vị có nguồn
gốc
Tia vũ trụ
Dãy

uran-radi

238

U( 100

không kể radon)

Dãy thori

232

Th( không 160

kể radon)
Radon và các sản phẩm

-

1260

1260

40

K

150

165

315

87

Rb

-

6

6

770

1510

2280

Tổng cộng( làm tròn)

Từ các nguồn phóng xạ nhân tạo khác, thí dụ nhƣ từ các vụ thử hạt nhân (bụi lắng
phóng xạ trong không khí, nƣớc mƣa,…) Liều hiệu dụng đƣợc đánh giá là vào khoảng
dƣới 0,1mSv/năm.
Từ ngành điện hạt nhân: các nguồn chất thải khác nhau từ các nhà máy điện hạt
nhân và các cơ sở xử lý nhiên liệu… gây nên liều hiệu dụng trung bình đối với một ngƣời
khoảng 10-3mSv.
Liều giới hạn cho phép, theo khuyến cáo của các cơ quan quôc tế (ICRP,
UNSCEAR) đối với nhân viên chuyên nghiệp là 20mSv/năm, đối với dân chúng là
1mSv/năm .
1.3.

Tác dụng của các tia bức xạ đối với sức khoẻ con ngƣời.
Tác dụng sinh học của bức xạ hạt nhân có nhiều hình thức khác nhau, đối với sức

khỏe con ngƣời thì quan trọng nhất là các dạng có thể xuyên qua cơ thể và gây ra hiệu
ứng ion hoá . Nếu bức xạ ion hoá thấm vào các mô sống, các iôn đƣợc tạo ra đôi khi ảnh
hƣởng đến quá trình sinh học bình thƣờng. Tiếp xúc với bất kỳ loại nào trong số các loại

15


bức xạ ion hoá, bức xạ alpha, beta, các tia gamma, tia X và nơtron, đều có thể ảnh hƣởng
tới sức khoẻ[2].


Bức xạ Alpha: Hạt alpha do những đồng vị phóng xạ nhất định phát ra khi chúng

phân huỷ thành một nguyên tố bền. Nó gồm hai proton và hai notron, nó mang điện
dƣơng . Trong không gian, bức xạ alpha không có khả năng truyền xa và dễ dàng bị cản
lại toàn bộ chỉ bởi một tờ giấy hoặc bởi lớp màng ngoài của da. Tuy nhiên, nếu một chất
phát tia Alpha đƣợc đƣa vào trong cơ thể, nó sẽ phát ra năng lƣợng tới các tế bào xung
quanh. Ví dụ, nếu con ngƣời hít phải một lƣợng khí radon vào trong phổi thì chúng có thể
sẽ tạo ra sự chiếu xạ với các mô nhạy cảm, mà các mô này thì không có lớp bảo vệ bên
ngoài giống nhƣ da[2].
 Bức xạ Beta: Bao gồm các electron nhỏ hơn rất nhiều so với các hạt alpha và nó
có thể thấm sâu hơn. Bức xạ bêta có thể bị cản lại bởi tấm kim loại, tấm kính hay chỉ bởi
lớp quần áo bình thƣờng. Nó cũng có thể xuyên qua đƣợc lớp ngoài của da và khi đó nó
sẽ làm tổn thƣơng lớp da bảo vệ. Trong vụ tai nạn ở nhà máy điện hạt nhân Chernobyl
năm 1986, các tia bêta mạnh đã làm cháy da những ngƣời cứu hoả. Nếu các bức xạ bêta
phát ra trong cơ thể, nó có thể chiếu xạ trong các mô trong đó.
 Bức xạ Gamma: Bức xạ gamma là năng lƣợng sóng điện từ. Nó đi đƣợc khoảng
cách lớn trong không khí và có độ xuyên mạnh. Khi tia gamma bắt đầu đi vào vật chất,
cƣờng độ của nó cũng bắt đầu giảm. Trong quá trình xuyên vào vật chất, tia gamma va
chạm với các nguyên tử. Các va chạm đó với tế bào của cơ thể sẽ làm tổn hại cho da và
các mô ở bên trong. Các vật liệu đặc nhƣ chì, bê tông là tấm chắn lý tƣởng đối với tia
gamma.
 Bức xạ tia X: Bức xạ tia X tƣơng tự nhƣ bức xạ gamma, nhƣng bức xạ gamma
đƣợc phát ra bởi hạt nhân nguyên tử, còn tia X do con ngƣời tạo ra trong một ống tia X

mà bản thân nó không có tính phóng xạ. Vì ống tia X hoạt động bằng điện, nên việc phát
tia X có thể bật, tắt bằng công tắc.
 Bức xạ Nơtron: Bức xạ nơtron đƣợc tạo ra trong quá trình phát điện hạt nhân, bản
thân nó không phải là bức xạ ion hoá, nhƣng nếu va chạm với các hạt nhân khác, nó có
thể kích hoạt các hạt nhân hoặc gây ra tia gamma hay các hạt điện tích thứ cấp gián tiếp
16


gây ra bức xạ ion hoá. Nơtron có sức xuyên mạnh hơn tia gamma và chỉ có thể bị ngăn
chặn lại bởi tƣờng bê tông dày, bởi nƣớc hoặc tấm chắn paraphin[2].
Các bức xạ ion hóa góp phần vào việc ion hóa các phần tử trong cơ thể sống, tùy
theo liều lƣợng nhận đƣợc và loại bức xạ, hiệu ứng của chúng có thể gây hại ít nhiều cho
cơ

thể.

Có

hai

cơ

chế

tác

động

bức

xạ

lên

cơ

thể

con

ngƣời:

- Cơ chế trực tiếp: bức xạ trực tiếp gây iôn hóa các phân tử trong tế bào làm đứt gãy liên
kết trong các gen, các nhiễm sắc thể, làm sai lệch cấu trúc và tổn thƣơng đến chức năng
của tế bào.
- Cơ chế gián tiếp: Khi phân tử nƣớc trong cơ thể bị ion hóa sẽ tạo ra các gốc tự do, các
gốc này có hoạt tính hóa học mạnh sẽ hủy hoại các thành phần hữu cơ trong tế bào, nhƣ
các enzyme, protein, lipid trong tế bào và phân tử ADN, làm tê liệt các chức năng của các
tế bào lành khác. Khi số tế bào bị hại, bị chết vƣợt quá khả năng phục hồi của mô hay cơ
quan thì chức năng của mô hay cơ quan sẽ bị rối loạn hoặc tê liệt, gây ảnh hƣởng đến sức
khỏe.
- Hiệu ứng tức thời: Khi cơ thể nhận đƣợc một sự chiếu xạ mạnh bởi các bức xạ ion hóa,
và trong một thời gian ngắn sẽ gây ra hiệu ứng tức thời lên cơ thể sống. Làm ảnh hƣởng
trực tiếp đến hệ mạch máu, hệ tiêu hóa, hệ thần kinh trung ƣơng. Các ảnh hƣởng trên đều
có chung một số triệu chứng nhƣ: buồn nôn, ói mửa, mệt mỏi, sốt, thay đổi về máu và
những thay đổi khác. Đối với da, liều cao của tia X gây ra ban đỏ, rụng tóc, bỏng, hoại tử,
loét,

đối

với

tuyến

sinh

dục

gây

vô

sinh

tạm

thời

.

-Hiệu ứng lâu dài: Chiếu xạ bằng các bức xạ ion hóa với liều lƣợng cao hay thấp đều có
thể gây nên các hiệu ứng lâu dài dƣới dạng các bệnh ung thƣ, bệnh máu trắng, ung thƣ
xƣơng, ung thƣ phổi, đục thủy tinh thể, giảm thọ, rối loạn di truyền... Bức xạ từ tia α khi
đi vào cơ thể mô sống, chúng sẽ bị hãm lại một cách nhanh chóng và truyền năng lƣợng
của chúng ngay tại chỗ. Vì vậy với cùng một liều lƣợng nhƣ nhau, nhƣng tia α nguy hiểm
hơn so với các tia β, γ là các bức xạ đi sâu vào sâu bên trong cơ thể và truyền từng phần
năng lƣợng trên đƣờng đi [2].

17

1.4.

Tình hình nghiên cứu trong và ngoài nƣớc

Trên thế giới:
Hiện nay, liều kế nhiệt huỳnh quang Thermoluminescence Dosimeter – TLD đã đƣợc
sử dụng rộng rãi trong lĩnh vực đo liều bức xạ phổ biến nhất là sử dụng để đo liều cá
nhân đối với các nhân viên bức xạ trong y tế, công nghiệp, nghiên cứu hạt nhân, đo liều
môi trƣờng ... Một số nƣớc nhƣ Braxin, Ấn Độ , Banglades… cũng có các nghiên cứu về
việc sử dụng liều kế nhiệt huỳnh quang để đo liều phóng xạ môi trƣờng [8], [10], [15].
Tùy vào các phƣơng pháp nghiên cứu khác nhau mà các vật liệu nhiệt huỳnh quang đƣợc
sử dụng để nghiên cứu cũng khác nhau nhƣ LiF:Mg:Ti (ký hiệu thƣơng phẩm là TLD100), CaF2:Dy, CaSO4 : Dy. Các nghiên cứu ở Braxin, Banglades, Malaysia, Ấn Độ …
cho thấy liều bức xạ gamma môi trƣờng tự nhiên thay đổi theo từng nƣớc, từng vùng. Giá
trị suất liều bức xạ gamma tự nhiên ở vị trí 1m so với mặt đất trung bình trên thế giới ở
trong khoảng 57nGy/h [17]. Ở Malaysia liều gamma môi trƣờng bên ngoài ( outdoor) đo
đƣợc tại vùng Selama vào khoảng 273±133 nGy/h. Ở khu vực dân cƣ sinh sống, liều
gamma môi trƣờng (bao gồm cả trong nhà và ngoài trời) tƣơng ứng vào khoảng 205±59
nGy/h và 212±64 nGy/h [8].
Từ năm 1993, các nƣớc Bắc Âu gồm Đan Mạch, Phần Lan, Na Uy, Ireland và Thụy
Điển đã công bố kết quả điều tra suất liều hiệu dụng của phông bức xạ tự nhiên trung
bình hàng năm lên dân chúng đƣợc đƣa ra trong Bảng 1.8.
Bảng 1. 8 Kết quả điều tra suất liều hiệu dụng của phông bức xạ tự nhiên trung bình hàng
năm lên cộng đồng ở một số nƣớc Bắc Âu
Loại nguồn

Phần

Thụy

Đan

Lan

Điển

Mạch

0.5

0.3

0.5

0.2

1.9

1.0

1.7

0.2

0.3

0.3

0.35

0.3

-Bức xạ gamma từ đất, vật liệu 0.5

Na Uy

Irelan
d

xây dựng (mSv)
Hàm lƣợng radon trong nhà và 2.0
nơi làm việc(mSv)
Các nguyên tố phóng xa trong 0.3

18


cơ thể (mSv)
Bức xạ vũ trụ (mSv)

0.3

0.3

0.3

0.3

0.3

Tổng cộng (mSv)

3.1

3.0

1.9

2.85

1.0

* Ở Việt Nam:
Đối với nƣớc ta, liều kế nhiệt huỳnh quang đã đƣợc nghiên cứu và sử dụng chủ
yếu trong đo liều cá nhân cho các nhân viên bức xạ tại các cơ sở y tế và trong công
nghiệp. Theo thống kê của Viện Năng lƣợng nguyên tử Việt Nam (VINATOM) cũng cho
thấy hiện nay tại Việt Nam có khoảng 3000 ngƣời thƣờng xuyên làm việc và tiếp xúc với
các nguồn phóng xạ và tia X trong bệnh viện, trong công nghiệp và các ngành kinh tế
khác. Cụ thể phân bố nhân viên bức xạ trong các lĩnh vực khác nhau ở Việt Nam đƣợc
thể hiện trên hình 1.1. Tất cả các nhân viên bức xạ phải sử dụng liều kế TLD trong quá
trình làm việc và cứ ba tháng một lần liều kế TLD đƣợc chuyển về cơ sở hạt nhân để đọc
giá trị liều mà nhân viên bức xạ đã nhận đƣợc .

Hình 1. 1. Phân bố nhân viên bức xạ theo các lĩnh vực làm việc [TTATBX-2012]
Không chỉ nhân viên bức xạ khi tiếp xúc với nguồn bức xạ hoặc thiết bị phát bức xạ
chịu liều chiếu bức xạ mà dân chúng hàng ngày cũng luôn bị chiếu bởi liều bức xạ tự
nhiên. Để đánh giá liều chiếu của dân chúng do bức xạ tự nhiên gây ra, một số phƣơng
pháp đã đƣợc áp dụng và triển khai trên lãnh thổ Việt Nam nhƣ : dùng máy đo suất liều
bức xạ gamma trong không khí ở độ cao 1m so với mặt đất, hoặc lấy mẫu đất đá để phân
tích hàm lƣợng Uran, Thori, Kali từ đó tính toán đƣợc liều chiếu gây ra đối với dân

19


chúng. Một số kết quả xác định liều dân chúng của Việt Nam sử dụng các phƣơng pháp
trên đã đƣợc một số các nhà khoa học của Viện Năng lƣợng Nguyên tử Việt Nam thực
hiện. Tuy nhiên vấn đề bức xạ môi trƣờng chƣa đƣợc quan tâm đúng mức. Tình hình sử
dụng liều kế nhiệt huỳnh quang để đánh giá liều bức xạ tự nhiên đối với dân chúng chƣa
đƣợc chú trọng ở nƣớc ta. Vì vậy, phƣơng pháp sử dụng liều kế nhiệt huỳnh quang để đo
liều bức xạ tự nhiên trong môi trƣờng cần đƣợc quan tâm nghiên cứu để có thể triển khai
ứng dụng vào thực tiễn. Đặc biệt với nền tảng sẵn có trong lĩnh vực đo liều cá nhân và
khi Việt Nam xây dựng nhà máy điện hạt nhân thì vấn đề an toàn bức xạ đƣợc ƣu tiên
quan tâm. Do đó, tiềm năng ứng dụng và hiệu quả của phƣơng pháp sử dụng liều kế nhiệt
huỳnh quang trong đo liều bức xạ môi trƣờng là rất lớn.
1.5.

Bức xạ hạt nhân và các đơn vị đo liều bức xạ

Trong quá trình phân rã các nguyên tố phóng xạ sẽ phát ra các tia bức xạ, bao gồm: bức
xạ anpha, bức xạ bêta, bức xạ gamma, bức xạ nơtron và các mảnh phân hạch. Khi tác
dụng với môi trƣờng vật chất, các bức xạ này có những khả năng gây ra sự ion hóa khác
nhau. Và để đánh giá mức độ ảnh hƣởng của các loại tia bức xạ này, các nhà khoa học
hạt nhân đã đƣa ra khái niệm về bức xạ hạt nhân.
1.5.1. Hoạt độ phóng xạ
Hoạt độ phóng xạ của một nguồn phóng xạ hay một lƣợng chất phóng xạ nào đó chính là
số hạt nhân phân rã phóng xạ trong một đơn vị thời gian. Nếu trong một lƣợng chất
phóng xạ có N hạt nhân phóng xạ, thì hoạt độ phóng xạ của nó đƣợc tính theo công thức
sau:

A(t ) 

dN
 .N(t )  .N0 exp( .t )  A( 0) exp( .t )
dt

Trong đó: A là hoạt độ phóng xạ, λ là hằng số phân rã phóng xạ, N là số hạt nhân phóng
xạ hiện có.
Đơn vị đo hoạt độ phóng xạ là Becquerel, viết tắt là Bq. Một Becquerel tƣơng
ứng với một phân rã trong 1 giây. Trƣớc kia, đơn vị đo hoạt độ phóng xạ là Curie, viết
20


tắt là Ci. Curie là hoạt độ phóng xạ của 1 gam

226

Ra, tƣơng ứng với 3,7.1010 phân rã

trong một giây. Mối liên hệ giữa hai đơn vị :
1Ci=3,7.1010Bq
1Ci=37GBq
1Bq=2,7.10-11Ci=27pCi
1.5.2. Liều hấp thụ
Liều hấp thụ trung bình DT trong mô T đƣợc tính bằng năng lƣợng bức xạ truyền cho
một đơn vị khối lƣợng mô. Trong hệ SI, đơn vị đo liều hấp thụ là Gray( Gy)
1Gy=1J/kg=100 Rad
Trƣớc đây, thƣờng dùng đơn vị là Rad ( radiation absorbed dose).
Rad là liều lƣợng bức xạ mà 1 kg vật chất hấp thụ đƣợc một năng lƣợng bằng 10-2J.
1Rad= 10-2 J/kg
1.5.3. Liều tƣơng đƣơng sinh học và liều hiệu dụng
Cùng một liều hấp thụ nhƣng tác dụng sinh học của bức xạ còn tùy thuộc vào loại bức xạ

và loại mô ( cơ quan sinh học) bị chiếu xạ.
Để đặc trƣng cho các loại bức xạ khác nhau, ngƣời ta dùng đại lƣợng có tên gọi là hệ số
phẩm chất hay trọng số bức xạ ωR. Trọng số bức xạ (wR ) là một hệ số mà biến đổi liều
hấp thụ trong một mô hay cơ quan thành liều tƣơng đƣơng và đƣợc xác định theo loại và
năng lƣợng của bức xạ mà cơ quan hay mô đó bị chiếu. Nhƣ vậy, liều tƣơng đƣơng sinh
học của mô ( cơ quan) T nào đấy của cơ thể trong một trƣờng bức xạ đƣợc tính theo hệ
thức

H T    R DT , R
R

Trong đó, tổng đƣợc lấy theo tất cả các loại bức xạ trong trƣờng bức xạ.
21


Đối với các photon, electron, muon, năng lƣợng bất kỳ thì ωR = 1
Giá trị ωR của các loại bức xạ đƣợc ghi trong bảng 1.9 . Bảng 1.9 đƣa ra trọng số của tất
cả các loại bức xạ với các năng lƣợng khác nhau
Bảng 1. 9. Trọng số của các loại bức xạ ω
R

Bức xạ

Nơtron

Năng lƣợng

ωR

<10keV

5

10keV÷100keV

10

100keV÷ 2MeV

20

2MeV÷20MeV

10

>20MeV

5

Proton

5

α, hạt nặng khác

20

γ, β, µ

1

Liều hiệu dụng E đƣợc tính theo hệ thức sau:

E   T H T
T

Trong đó ωT là hệ số mô, tổng đƣợc lấy theo tất cả các mô chịu tác dụng của bức xạ.



T

 1 đối với toàn bộ cơ thể. Bảng 1.9 ghi giá trị hệ số mô của các mô khác nhau.

T

Bảng 1. 10 Hệ số mô
Mô( cơ quan)

ωT

Da

0,01

Phổi

0,12

Dạ dày

0,12

Gan

0,05

Đơn vị liều tƣơng đƣơng sinh học và liều hiệu dụng là Sievert( Sv). Biết liều hấp thụ DT
tính theo Gy, sử dụng các hệ số bức xạ ωR và hệ số mô, ta có thể tính đƣợc liều tƣơng
đƣơng hay liều hiệu dụng.

22


1.5.4. Liều giới hạn cho phép
ICRP ( năm 1991) đã đƣa ra khuyến cáo: Liều hiệu dụng E giới hạn ( cho phép)
đối với các nhân viên chuyên nghiệp là 20mSv/năm, đó là giá trị trung bình trong 5 năm
nhƣng trong 5 năm đó không có năm nào vƣợt quá 50mSv/năm. Đối với dân chúng thì
liều hiệu dụng cho phép là 1mSv/năm, tính trung bình cho 5 năm liên tục, trong đó không
có năm nào bị chiếu xạ nhiều đột xuất [11].
Những năm gần đây, mức liều giới hạn cho phép đó còn đƣợc ICRP đề nghị giảm
xuống thấp nữa. Đối với các mô hoặc cơ quan của ngƣời, ICRP cũng đƣa ra những
khuyến cáo cụ thể : Chẳng hạn liều tƣơng đƣơng sinh học giới hạn cho phép đối với nhân
viên chuyên nghiệp bị chiếu xạ vào mắt là 150mSv/năm, vào da là 500mSv/năm… Đối
với dân chúng thì mức độ cho phép thấp hơn 10 lần.

1.6.

Các phƣơng pháp xác định liều bức xạ trong tự nhiên
Đo suất liều bức xạ tự nhiên trong môi trƣờng có thể đƣợc tiến hành theo nhiều

phƣơng pháp khác nhau, việc lựa chọn tùy thuộc vào các mục đích ứng dụng cụ thể. Các
phƣơng pháp xác định liều bức xạ trong tự nhiên có thể đƣợc phân ra thành hai phƣơng
pháp :
 Đo tức thời bằng các thiết bị đo chủ động (active detectors).
 Đo tích lũy bằng các thiết bị đo thụ động ( passive detectors).
Thiết bị đo chủ động là các thiết bị cho phép xác định suất liều bức xạ tại một thời điểm
nhất định. Thông thƣờng các máy đo liều xách tay thƣờng hay đƣợc sử dụng để xác định
liều bức xạ trong tự nhiên bởi ƣu điểm của chúng là thiết bị đơn giản, gọn nhẹ dễ sử dụng
và có thể đƣa ra suất liều ngay tại thời điểm đo. Tuy nhiên độ chính xác của phép đo tùy
thuộc vào từng loại thiết bị khác nhau và phụ thuộc vào một số yếu tố của môi trƣờng.
Phƣơng pháp đo thụ động bằng cách sử dụng các liều kế nhiệt huỳnh quang, liều kế phim
để đo tại thực địa. Phƣơng pháp này cho phép đánh giá suất liều bức xạ trong một khoảng
thời gian tƣơng đối dài (1- 6 tháng). Hiện nay kỹ thuật nhiệt huỳnh quang đƣợc sử dụng

23


rộng rãi trong lĩnh vực đo liều môi trƣờng và đo liều cá nhân cho nhân viên bức xạ bởi
một số ƣu điểm sau :
 Vật liệu nhiệt huỳnh quang đƣợc chế tạo với kích thƣớc vật lý nhỏ thuận tiện
cho việc sử dụng, không cần dây cáp nối, dễ dàng vận chuyển, đặt trong các
hộp nhỏ hoặc bình chứa, có thể gửi qua đƣờng bƣu điện [1].
 Vật liệu phát huỳnh quang có sẵn phong phú, đa dạng tạo nên những đầu nhạy
tƣơng đƣơng với các tổ chức trong cơ thể và có độ nhạy chọn lọc đối với các
loại bức xạ khác nhau, thích hợp với việc kiểm tra phông và đo liều tai nạn.
 Dải liều đo đƣợc rất rộng từ khoảng 10-6 đến khoảng 107 Gy[1].
 Có khả năng lƣu trữ và bảo vệ thông tin đƣợc lâu, không bị ảnh hƣởng bởi suất
liều chiếu xạ cao tới xấp xỉ 109Gy/s, ít phụ thuộc vào môi trƣờng, độ ẩm.
 Có thể sử dụng nhiều lần, thích hợp với chƣơng trình tự động hóa

 Các vật liệu nhiệt huỳnh quang có sẵn để sử dụng.
Nhờ có những ƣu điểm quan trọng nhƣ vậy nên các liều kế nhiệt huỳnh quang đã cạnh
tranh rất hiệu quả với những phƣơng pháp truyền thống nhƣ phƣơng pháp ion hóa và nhũ
tƣơng ảnh trong nhiều lĩnh vực (ví dụ trong kiểm tra liều lƣợng cá nhân, xác định liều
lƣợng trong y học hạt nhân,, đo kiểm tra liều môi trƣờng. Tuy nhiên hệ máy đọc liều
huỳnh quang có nhƣợc điểm quan trọng là khá đắt tiền.

1.7.

Nhiệt huỳnh quang và đặc trƣng của liều kế nhiệt huỳnh quang

1.7.1. Nhiệt huỳnh quang
Nhiệt huỳnh quang là hiện tƣợng các chất cách điện (điện môi) hoặc chất bán dẫn điện
phát ra ánh sáng khi bị nung nóng nếu nhƣ trƣớc đó các vật liệu này đã đƣợc chiếu xạ bởi
các bức xạ ion hóa nhƣ: bức X, bức xạ anpha, bức xạ beta, bức xạ gamma...

24


Nhƣ vậy, đối với vật liệu nhiệt phát quang ta cần lƣu ý những điều sau:
 Vật liệu phải là chất điện môi hay bán dẫn.


Vật liệu đã có khoảng thời gian hấp thụ năng lƣợng trong quá trình đƣợc phơi
chiếu bởi bức xạ ion hóa.



Nhiệt chỉ đóng vai trò kích thích chứ không phải là nguyên nhân chính gây sự
phát quang.

 Các vật liệu này sau khi đã đƣợc kích thích nhiệt để phát quang thì khi nâng
nhiệt một lần nữa cũng sẽ không phát quang, do electron đã thoát ra khỏi bẫy.
Nếu muốn phát quang thì vật liệu cần chiếu xạ lần nữa. Mô hình cấu trúc các
vùng hoạt động năng lƣợng của hiện tƣợng nhiệt huỳnh quang.
Hiện tƣợng phát quang xảy ra là do chúng ta đã cung cấp năng lƣợng cho các
electron dƣới dạng nhiệt làm cho các điện tử này thoát khỏi hố bẫy và chuyển dịch về
mức cơ bản cùng với đó là phát ra những phôtôn ánh sáng trong miền khả kiến.
1.7.2. Một số liều kế nhiệt phát quang sử dụng trong đo liều bức xạ ion hóa
Nói chung, trong các loại vật liệu nhiệt huỳnh quang đang đƣợc sử dụng phổ biến, có thể
phân chia thành 2 loại [1]:


Liều kế tƣơng đƣơng mô: là loại liều kế có nguyên tử số hiệu dụng Zeff gần với
nguyên tử số hiệu dụng của mô sinh học có giá trị vào cỡ 7,4.



Liều kế không tƣơng đƣơng mô: là loại liều kế có nguyên tử số hiệu dụng Zeff khác
nhiều so với Zeff của mô.

Đặc trung chủ yếu của một số vật liệu nhiệt huỳnh quang đƣợc chỉ trong Bảng 1.11
Bảng 1. 11 Các đặc trƣng của một số vật liệu nhiệt huỳnh quang
Vật

liệu

nhiệt LiF:Mg,Ti

huỳnh quang

Độ

nhạy

huỳnh

LiF:Mg,Cu,P
CaSO4:Dy

(TLD-100)
nhiệt

(Bắc Kinh)

1

30

quang
25

30 (vùng tích hợp)