(Luận văn thạc sĩ) xác định suất liều phóng xạ môi trường sử dụng detector nal(t1) 7,6cm x 7,6cm

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO
TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH
KHOA VẬT LÝ

NGƠ VŨ THIÊN QUANG

XÁC ĐỊNH SUẤT LIỀU PHĨNG XẠ MƠI TRƯỜNG
SỬ DỤNG DETECTOR NaI(Tl) 7,6cm x 7,6cm

KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP ĐẠI HỌC

TS. Võ Hồng Hải

Tp. Hồ Chí Minh - 2018


BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO
TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH
KHOA VẬT LÝ

NGƠ VŨ THIÊN QUANG

XÁC ĐỊNH SUẤT LIỀU PHĨNG XẠ MƠI TRƯỜNG
SỬ DỤNG DETECTOR NaI(Tl) 7,6cm x 7,6cm

KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP ĐẠI HỌC

TS. Võ Hồng Hải

Tp. Hồ Chí Minh - 2018

Lời cảm ơn
Trong q trình học tập và hồn thành khóa luận tốt nghiệp, tơi xin gửi lời cám ơn chân
thành đến:
TS. Võ Hồng Hải đã tận tình chỉ bảo khơng những kiến thức cần thiết hồn thành khố
luận mà còn phương pháp làm việc khoa học.
TS. Phạm Nguyễn Thành Vinh đã tạo mơi trường gặp gỡ nhóm nghiên cứu của thầy, nhờ
đó tơi được học tập và rèn luyện nhiều kĩ năng.
Quý thầy trong tổ Vật Lý Hạt Nhân, khoa Vật lý, trường đại học Sư Phạm TP.HCM cũng
như quý thầy cô bộ môn Vật Lý Hạt Nhân, khoa Vật lý, trường đại học Khoa Học Tự Nhiên đã
tận tình giảng dạy và tạo điều kiện cho tơi trong suốt q trình học tập và thực hiện khố luận.
Cuối cùng, tơi xin bày tỏ lịng cám ơn đến gia đình và bạn bè đã ủng hộ tơi về nhiều mặt
trong thời gian qua.
Khóa luận tốt nghiệp này hồn thành là nhờ vào sự giúp đỡ của tất cả.

Tp. Hồ Chí Minh, Ngày 02 tháng 05 năm 2018
Sinh viên

NGƠ VŨ THIÊN QUANG


Mục lục

Danh mục hình vẽ

iii

Lời mở đầu

1

1 Tổng quan

3

1.1

1.2

1.3

Giới thiệu về phóng xạ mơi trường tự nhiên . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3

1.1.1

Nguồn gốc phóng xạ môi trường tự nhiên . . . . . . . . . . . . . . . . .

3

1.1.2

Các chuỗi đồng vị phóng xạ tự nhiên Actinium, Uranium, Thorium . . .

4

1.1.3

Phóng xạ từ khí Radon và con cháu của Radon . . . . . . . . . . . . . .

11

Các đại lượng vật lý mô tả tương tác bức xạ với vật chất . . . . . . . . . . . . .

12

1.2.1

Hệ số Kerma . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

12

1.2.2

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

15

1.2.3

Liều chiếu . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

16

Mối tương quan giữa suất liều chiếu và phổ năng lượng – hệ số chuyển đổi suất
liều chiếu G(E) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

18

1.3.1

Mối tương quan giữa suất liều chiếu và phổ năng lượng . . . . . . . . .

18

1.3.2

Hệ số chuyển đổi suất liều chiếu G(E) . . . . . . . . . . . . . . . . . .

19

1.3.3

Hệ số G(E) của detector NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm . . . . . . . . . . . .

19

2 Mô tả thực nghiệm đo phóng xạ mơi trường
2.1

21

Thí nghiệm đo phóng xạ mơi trường sử dụng detector HPGe . . . . . . . . . . .

21

2.1.1

21

Detector HPGe . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

i


2.1.2
2.2

Các thơng số đo thí nghiệm – phổ năng lượng . . . . . . . . . . . . . .

22

Thí nghiệm đo phóng xạ mơi trường sử dụng detector NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm .

24

2.2.1

Detector NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

24

2.2.2

Các thơng số đo thí nghiệm – phổ năng lượng . . . . . . . . . . . . . .

24

3 Phân tích số liệu và đánh giá kết quả

26

3.1

Phổ năng lượng gamma ghi nhận trên detector HPGe và NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm

3.2

Phân tích phổ năng lượng gamma HPGe và NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm xác định
các đồng vị phóng xạ có trong mơi trường . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

27

3.2.1

Xác định các đồng vị phóng xạ của phổ năng lượng gamma HPGe . . .

27

3.2.2

Xác định các đồng vị phóng xạ của phổ năng lượng gamma NaI(Tl)
7, 6 cm × 7, 6 cm . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3.3

26

33

Xác định suất liều chiếu dựa vào phổ năng lượng của detector NaI(Tl) 7, 6 cm ×
7, 6 cm . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

35

Kết luận

37

Tài liệu tham khảo

39

Phụ lục

42

A Xác định các đồng vị phóng xạ từ phổ năng lượng ghi nhận bởi detector NaI(Tl)
7, 6 cm × 7, 6 cm bằng phần mềm Colegram

ii

42


Danh mục hình vẽ
Hình 1.1

Dãy phân rã phóng xạ Actinium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

5

Hình 1.2

Dãy phân rã phóng xạ Uranium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

7

Hình 1.3

Dãy phân rã phóng xạ Thorium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

10

Hình 1.4

Hệ số G(E) của detector NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm dựa theo hướng của
photon tới. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

20

Hình 2.1

Detector HPGe model GC2518, Canberra Inc. . . . . . . . . . . . . .

22

Hình 2.2

Phổ năng lượng gamma đo phóng xạ mơi trường tại một phịng thí
nghiệm được ghi nhận bởi detector HPGe. . . . . . . . . . . . . . . . .

23

Hình 2.3

Detector NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm InSpectorTM 1000, Canberra Inc. . .

24

Hình 2.4

Phổ năng lượng gamma đo phóng xạ mơi trường tại một phịng thí
nghiệm được ghi nhận bởi detector NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm. . . . . . .

Hình 3.1

Phổ năng lượng gamma ghi nhận trên detector HPGe và NaI(Tl) 7, 6 cm×
7, 6 cm. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Hình 3.2

25

27

Các đồng vị phóng xạ trong môi trường được xác định từ phổ năng
lượng gamma đo bởi detector HPGe. (a) Vùng năng lượng 50 – 400
keV. (b) Vùng năng lượng 400 – 1000 keV. (c) Vùng năng lượng 1000 –

1500 keV. (d) Vùng năng lượng 1500 – 2000 keV. (e) Vùng năng lượng
2000 – 3000 keV. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Hình 3.3

29

Các đồng vị phóng xạ trong mơi trường được xác định từ phổ năng
lượng gamma đo bởi detector NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm. . . . . . . . . .

iii

33


Hình 3.4

Số liệu hệ số chuyển đổi suất liều chiếu G(E) của detector NaI(Tl)
7, 6 cm × 7, 6 cm được làm khớp bởi hàm đa thức. . . . . . . . . . . . .

35

Hình 3.5

Suất liều chiếu được xác định trong mơi trường phịng thí nghiệm. . . .

36

Hình A.1

Đỉnh năng lượng của các đồng vị phóng xạ trong mơi trường được xác
định bằng phần mềm Colegram từ phổ gamma đo bởi detector NaI(Tl)
7, 6 cm × 7, 6 cm. (a) Vùng năng lượng 190 – 430 keV. (b) Vùng năng
lượng 430 – 550 keV. (c) Vùng năng lượng 550 – 680 keV. (d) Vùng
năng lượng 680 – 830 keV. (e) Vùng năng lượng 830 – 1030 keV. . . .

Hình A.2

43

Đỉnh năng lượng của các đồng vị phóng xạ trong mơi trường được xác
định bằng phần mềm Colegram từ phổ gamma đo bởi detector NaI(Tl)
7, 6 cm × 7, 6 cm. (a) Vùng năng lượng 1030 – 1340 keV. (b) Vùng năng
lượng 1340 – 1600 keV. (c) Vùng năng lượng 1600 – 1900 keV. (d)
Vùng năng lượng 1900 – 2400 keV. (e) Vùng năng lượng 2400 – 2900
keV. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

iv

44


Danh mục bảng
Bảng 1.1

Chuỗi phân rã phóng xạ Actinium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

6

Bảng 1.2

Chuỗi phân rã phóng xạ Uranium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

8

Bảng 1.3

Chuỗi phân rã phóng xạ Thorium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

10

Bảng 2.1

Các thơng số đo thí nghiệm sử dụng detector HPGe. . . . . . . . . . . .

23

Bảng 2.2

Các thơng số đo thí nghiệm sử dụng detector NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm. .

25

Bảng 3.1

Các đồng vị phóng xạ được xác định từ phổ năng lượng gamma HPGe. .

30

Bảng 3.2

Các đồng vị phóng xạ được xác định từ phổ năng lượng gamma NaI(Tl)
7, 6 cm × 7, 6 cm. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

v

34


Lời mở đầu

Hiện nay việc xác định suất liều chiếu sử dụng detector nhấp nháy như NaI(Tl) trở nên
phổ biến do hiệu suất ghi nhận cao và cho thêm thông tin năng lượng. Một số nghiên cứu
gần đây [1], [2] thực hiện nghiên cứu xác định suất liều chiếu trên detector nhấp nháy NaI(Tl)
7, 6 cm × 7, 6 cm dựa vào phổ năng lượng đo được và kết hợp hàm chuyển đổi suất liều chiếu
G(E) để từ đó xác định suất liều chiếu. Tại bộ môn Vật lý Hạt Nhân, trường đại học Khoa Học
Tự Nhiên, đại học Quốc Gia TP.HCM có nhóm nghiên cứu của tiến sĩ Võ Hồng Hải thực hiện
phát triển các hệ đo ghi nhận bức xạ hạt nhân, trong đó có hướng nghiên cứu phát triển detector
NaI(Tl) trong việc xác định suất liều chiếu riêng phần sử dụng detector NaI(Tl).
Trong khóa luận này chúng tôi thực hiện đề tài xác định suất liều chiếu sử dụng detector
NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm. Thí nghiệm thực hiện đo phổ năng lượng tại phịng thí nghiệm Kỹ
thuật hạt nhân, trường đại học Khoa Học Tự Nhiên, đại học Quốc Gia TP.HCM. Thời gian đo
phổ được thực hiện liên tục trong một ngày đêm (24 giờ).
Bên cạnh đó, chúng tơi thực hiện thí nghiệm đo phổ năng lượng trên detector HPGe. Với
thí nghiệm này, chúng tơi muốn xác định các đồng vị phóng xạ có trong mơi trường phịng thí
nghiệm. Chúng tơi cũng thực hiện so sánh khả năng ghi nhận của hai loại detector HPGe và
NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm trong việc xác định các đồng vị phóng xạ có trong môi trường. Công
cụ phần mềm Colegram được sử dụng để xử lý xác định các đỉnh phổ cho cả phổ ghi nhận
bởi detector HPGe và NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm. Đối với việc xác định đồng vị phóng xạ với
nhiều đỉnh năng lượng trong phổ năng lượng HPGe, chúng tôi dựa vào thông tin về năng lượng

và cường độ phát tương ứng với đỉnh năng lượng của đồng vị phóng xạ để xác định đồng vị

1


phóng xạ đó. Đối với việc xác định các đồng vị phóng xạ từ phổ đo được bởi detector NaI(Tl)
7, 6 cm × 7, 6 cm, chúng tơi kết hợp thêm mối tương quan đỉnh phổ so sánh với phổ năng lượng
HPGe cùng với phần mềm phân tích phổ chuyên dụng Colegram để phân tách các đỉnh phổ
riêng biệt từ các vùng đỉnh chồng chập.
Dựa vào mục tiêu của đề tài, khóa luận được trình bày ba chương:
Chương 1: Tổng quan. Chương này sẽ trình bày nguồn gốc phóng xạ tự nhiên, chuỗi phóng
xạ tự nhiên, một số đại lượng vật lý mô tả tương tác bức xạ với vật chất và hệ số chuyển đổi suất
liều chiếu G(E).
Chương 2: Mơ tả thực nghiệm đo phóng xạ mơi trường. Chúng tơi mơ tả các thí nghiệm
đo phóng xạ mơi trường trong một phịng thí nghiệm thuộc phịng thí nghiệm Kỹ thuật hạt nhân,
trường đại học Khoa Học Tự Nhiên, đại học Quốc Gia TP.HCM.
Chương 3: Phân tích số liệu và đánh giá kết quả. Chương này sẽ thảo luận về kết quả của
thí nghiệm đo được từ detector HPGe và NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm, cụ thể chúng tơi sẽ xác định
các đồng vị có trong mơi trường từ phổ ghi nhận và tính suất liều chiếu tổng.

2


Chương 1
Tổng quan
Trong chương 1, chúng tơi trình bày nguồn gốc về các chuỗi phóng xạ có trong tự nhiên,
các đại lượng mô tả tương tác bức xạ với vật chất cũng như trình bày đại lượng tính suất liều cho
detector NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm.

1.1 Giới thiệu về phóng xạ mơi trường tự nhiên

1.1.1 Nguồn gốc phóng xạ mơi trường tự nhiên
Phóng xạ mơi trường ln tồn tại xung quanh chúng ta, kể từ khi Trái Đất được hình thành
và phát triển sự sống. Mọi cá thể sống trên Trái Đất đều tiếp xúc với các nguồn phóng xạ. Phóng
xạ mơi trường có nguồn gốc từ các (1) nguồn phóng xạ tự nhiên như bức xạ vũ trụ, đồng vị
phóng xạ tồn tại trên Trái Đất, và (2) từ nguồn phóng xạ nhân tạo như trong các lò phản ứng hạt
nhân, các vụ thử hạt nhân, nhà máy công nghiệp chiếu xạ, y tế (xạ trị, chẩn đốn). Nguồn phóng
xạ tự nhiên là các chất đồng vị phóng xạ có trong đất, nước và khơng khí, chúng hình thành nên
nền phơng phóng xạ tự nhiên. Phóng xạ tự nhiên là nhân tố đóng góp chủ yếu trong phóng xạ
mơi trường. Phơng phóng xạ tự nhiên phụ thuộc vào hàm lượng chất phóng xạ tự nhiên chứa
trong đất và nước của từng vùng, vì vậy sẽ có vùng có phơng phóng xạ tự nhiên cao hoặc thấp
khác nhau.
Phóng xạ tự nhiên có trong đất do sự tồn tại từ các chuỗi phóng xạ Actinium (U-235),
Uranium (U-238), Thorium (Th-232) cũng như các đồng vị phóng xạ khác (K-40). Hoạt độ của
3


các đồng vị phóng xạ này trong đất đá có thể thay đổi khác nhau, mức phóng xạ trong đất phụ
thuộc vào loại đất, sự tạo thành khoáng sản và mật độ khống sản. Mức chiếu xạ này có liều
trung bình trong một năm khoảng 0, 45 mSv [3].
Nước biển trong các đại dương có chứa Kali, Rubidi, Urani, Thori và Radi do tách ra từ
đất, đá rồi trôi theo dòng nước, hàm lượng của chúng trong nước nhỏ hơn trong đất 10 đến 100
lần. Chất phóng xạ trong nước chủ yếu là do K-40 vì nồng độ của nó cao hơn nhiều so với các
đồng vị khác, chúng gây chiếu xạ lên cơ thể với suất liều trung bình trong một năm đạt 0, 25 mSv
[3].
Trong vật liệu xây dựng cũng chứa các đồng vị phóng xạ, thơng thường phần lớn là các
đồng vị phóng xạ tự nhiên. Thành phần phổ biến trong bê tông là K-40 và các sản phẩm của
chuỗi phân rã Uranium, Thorium. Một số vật liệu xây dựng, ví dụ: xi măng, bê tơng, đá hoa
cương, đá cẩm thạch đều có chứa một lượng Radon nhất định. Các vật liệu được gia công từ phế
liệu cơng nghiệp như xỉ lị cao, bột tro từ nhà máy nhiệt điện đều có chứa Radi, sau khi Radi
phân rã sẽ sinh ra khí Radon.

1.1.2 Các chuỗi đồng vị phóng xạ tự nhiên Actinium, Uranium, Thorium
Khoảng 76 đồng vị phóng xạ tự nhiên khác nhau được biết đến ngày nay, phần lớn nằm
trong 4 chuỗi phân rã tự nhiên [4], đó là chuỗi Thorium (Th-232 với chu kỳ bán rã là 1, 405 ×
1010 năm), chuỗi Uranium (U-238 với chu kỳ bán rã là 4, 468 × 109 năm), chuỗi Actinium (U235 với chu kỳ bán rã là 7, 038 × 108 năm), chuỗi Neptunium (Np-237 với chu kỳ bán rã là
2, 14 × 106 năm). Chuỗi Np-237 có thời gian sống ngắn hơn rất nhiều so với tuổi của Trái Đất,
nên đến nay chuỗi Np-237 khơng cịn tồn tại nữa. Trong q trình phân rã phóng xạ, các đồng vị
phóng xạ nói trên (đồng vị mẹ) phát ra (một hoặc đồng thời) 3 loại tia phóng xạ: alpha, beta và
gamma, tạo ra các đồng vị phóng xạ con cháu. Một số sản phẩm phân rã trung gian trong chuỗi
là nguồn phát tia gamma. Các thành phần chính thể hiện trạng thái cân bằng cường độ bức xạ
của tia gamma cho mỗi phân rã của hạt nhân mẹ [5].
4


Trong đất và thực vật, một số đồng vị phóng xạ khác có mặt với thời gian bán rã rất dài và
khơng có trong các chuỗi phân rã. Đồng vị quan trọng nhất là đồng vị phóng xạ K-40 trong đất
và cây cối. Tỷ lệ

K−40
K

= 0, 012 % là hằng số. Sự phân bố của đồng vị này khá đồng nhất.

a Chuỗi phóng xạ Actinium (U-235)

Hình 1.1: Dãy phân rã phóng xạ Actinium [6].

Xuất phát từ đồng vị U-235, trải qua 11 lần phân rã để cuối cùng thành đồng vị chì bền
vững Pb-207 (có độ phổ cập là 22, 1%). Hình 1.1 trình bày về sơ đồ phân rã của chuỗi U-235.
Trong chuỗi U-235 có q trình phân rã tạo ra khí trơ Rn-219 có chu kỳ bán rã 3, 96 giây quá

ngắn để vào trong khí quyển và cũng là lí do khơng khảo sát đồng vị này trong mơi trường
khơng khí xung quanh. Bảng 1.1 trình bày về các sản phẩm phân rã, cũng như thời gian bán rã
của chuỗi U-235.

5


Bảng 1.1: Chuỗi phân rã phóng xạ Actinium [6].
Đồng vị

Phân rã

phóng xạ
U-235
Th-231

α
β − (99, 999999%)

Thời gian

Năng lượng

bán rã

(MeV)

7, 038 × 108 năm

4, 679

Th-231

0, 389

Pa-231

0, 389

Ra-227

25, 52 giờ

α (0, 000001%)

Sản phẩm

Pa-231

α

32760 năm

5, 149

Ac-227

Ra-227

α

42, 2 phút

1, 325

Rn-223

0, 045

Th-227

5, 042

Fr-223

Ac-227

β − (98, 62%)

21, 773 năm

α (1, 38%)
Th-227

α

18, 72 năm

6, 146

Ra-223

Rn-223

β−

23, 2 phút

1, 000

Fr-223

1, 149

Ra-223

5, 430

At-219

5, 979

Rn-219

1, 149

Ra-223

5, 430

At-219

Fr-223

β − (99, 994%)

22, 0 phút

α (0, 006%)
Ra-223
At-219

α
α (0, 006%)

11, 435 ngày
22, 0 phút

β − (99, 994%)
Rn-219

α

3, 96 giây

6, 946

Po-215

Bi-215

β−

3, 96 giây

6, 946

Po-215

7, 526

Pb-211

0, 721

At-215

Po-215

α (99, 999977%)

1, 781 × 10−3 giây

β − (0, 000023%)
At-215

α

0, 1 × 10−3 giây

8, 178

Bi-211

Pb-211

β−

36, 1 phút

1, 373

Bi-211

0, 579

Tl-207

6, 751

Po-211

Bi-211

α (99, 72%)

2, 14 phút

β − (0, 28%)

xem trang tiếp theo
6


Bảng 1.1: Chuỗi phân rã phóng xạ Actinium [6].
Đồng vị

Phân rã

phóng xạ

Thời gian

Năng lượng

bán rã

(MeV)

Sản phẩm

Po-211

α

0, 516 giây

7, 595

Pb-207

Tl-207

β−

4, 77 phút

14, 230

Pb-207

Pb-207

bền

b Chuỗi phóng xạ Uranium (U-238)

Hình 1.2: Dãy phân rã phóng xạ Uranium [6].

Đồng vị phóng xạ U-238 được tìm thấy trong hầu hết các loại đá, đất và vật liệu xây dựng,
trải qua 14 lần dịch chuyển, thành đồng vị chì bền vững Pb-206 (có độ phổ cập là 24, 1 %). Hình
1.2 là sơ đồ phân rã của chuỗi U-238. Ngày nay tỉ lệ

U−235
U−238

≈ 0, 72 %. Bảng 1.2 trình bày các

sản phẩm phân rã cũng như chu kỳ bán rã có trong chuỗi U-238.
7

Chuỗi phóng xạ Uranium đáng chú ý nhất là đồng vị Ra-226 và khí Rn-222 được sinh ra.
Nguyên tố Ra-226 trong mơi trường khơng tồn tại dưới dạng khống chất riêng lẻ mà tồn tại ở
dạng muối clorua, bromua, nitrat dễ hịa tan trong nước hoặc một số muối ít tan kết hợp với các
khoáng chất khác như canxicacbonat, oxit sắt ngậm nước. Đồng vị Ra-226, phát ra nhiều bức xạ
gamma, chiếm 85, 5% bức xạ gamma của cả dãy. Trong dãy này có khí Rn-222, khi U-238 phân
rã trong đất khí Rn-222 được sinh ra ngưng đọng thành chất lỏng dưới bề mặt đất, khi chất lỏng
ở bề mặt đất bốc hơi vào khí quyển, Rn-222 sẽ khuếch tán vào bầu khí quyển, gây ảnh hưởng
đến sức khỏe của con người.
Bảng 1.2: Chuỗi phân rã phóng xạ Uranium [6].
Đồng vị

Phân rã

phóng xạ

Thời gian

Năng lượng

bán rã

(MeV)

Sản phẩm

U-238

α

4, 468 × 109 năm

4, 270

Th-234

Th-234

β−

24, 10 ngày

0, 273

Pa-234

Pa-234

β−

6, 7 giờ

2, 197

U-234

U-234

α

245500 năm

4, 859

Th-230

Th-230

α

75380 năm

4, 770

Ra-226

Ra-226

α

1602 năm

4, 871

Rn-222

Rn-222

α

3, 8235 ngày

5, 590

Po-218

6, 615

Pb-214

0, 265

At-218

6, 874

Bi-214

2, 883

Rn-218

Po-218

α (99, 98%)

3, 1 phút

β − (0, 02%)

At-218

α (99, 90%)

1, 5 giây

β − (0, 10%)
Rn-218

α

35 × 10−3 giây

7, 263

Po-214

Pb-214

β−

26, 8 phút

1, 024

Bi-214

xem trang tiếp theo

8

Bảng 1.2: Chuỗi phân rã phóng xạ Uranium [6].
Đồng vị

Phân rã

phóng xạ
Bi-214

β − (99, 98%)

Thời gian

Năng lượng

bán rã

(MeV)

19, 9 giây

α (0, 02%)

Sản phẩm

3, 272

Po-214

5, 617

Tl-210

Po-214

α

0, 1643 × 10−3 giây

7, 883

Pb-210

Tl-210

β−

1, 3 phút

5, 484

Pb-210

Pb-210

β−

22, 3 năm

0, 064

Bi-210

1, 426

Po-210

5, 982

Tl-206

Bi-210

β − (99, 99987%)

5, 013 ngày

α (0, 00013%)
Po-210

α

138, 376 ngày

5, 407

Pb-206

Tl-206

β−

4, 199 phút

1, 533

Pb-206

Pb-206

bền

c Chuỗi phóng xạ Thorium (Th-232)
Xuất phát là hạt nhân Th-232 (có độ phổ cập là 100%) trong tự nhiên, trải qua 10 lần dịch
chuyển, trở thành đồng vị bền vững Pb-208 (có độ phổ cập là 52, 4%). Hình 1.3 là sơ đồ chuỗi
phân rã của Th-232. Thori phân tán rộng trên vỏ Trái Đất, hàm lượng trung bình của Thori lớp
trên cùng của vỏ Trái Đất khoảng 1, 2 × 10−5 %. Hàm lượng Thori có xu hướng tăng dần trong
các lớp bề mặt. Đó là do các khống chất chứa Thori có độ hịa tan cực kỳ thấp. Do đó, kết quả
theo sau các q trình phong hóa là các thành phần khác nhau của đất bị phân hủy ở mức độ rất
lớn trong khi các khoáng chất Thori phân hủy ở mức độ thấp hơn, vì vậy mà Thori ở các lớp bề
mặt được làm giàu. Nên Thori được tìm thấy trong hầu hết các loại đất, đá, vật liệu xây dựng,
bê tông và gạch. Bảng 1.3 trình bày về các sản phẩm phân rã cũng như thời gian bán rã có trong
chuỗi Th-232.
9


Hình 1.3: Dãy phân rã phóng xạ Thorium [6].

Bảng 1.3: Chuỗi phân rã phóng xạ Thorium [6].

Đồng vị

Phân rã

phóng xạ

Thời gian

Năng lượng

bán rã

(MeV)

Sản phẩm

Th-232

α

1, 405 × 1010 năm

4, 083

Ra-228

Ra-228

β−

6, 7 năm

1, 325

Ac-228

Ac-228

β−

6, 15 giờ

2, 127

Th-228

Th-228

α

1, 9131 năm

5, 520

Ra-224

Ra-224

α

3, 66 ngày

5, 789

Rn-220

Rn-220

α

55, 6 giây

6, 405

Po-216

Po-216

α

0, 145 giây

6, 906

Pb-212

Pb-212

β−

10, 64 giờ

7, 263

Bi-212

xem trang tiếp theo

10


Bảng 1.3: Chuỗi phân rã phóng xạ Thorium [6].
Đồng vị

Phân rã

phóng xạ
Bi-212

β−

Thời gian

Năng lượng

bán rã

(MeV)

60, 55 phút

α

Sản phẩm

2, 254

Po-212

6, 207

Tl-208

Po-212

α

2, 99 × 10−7 giây

8, 954

Pb-208

Tl-208

β−

3, 083 phút

5, 001

Pb-208

Pb-208

bền

1.1.3 Phóng xạ từ khí Radon và con cháu của Radon
Khí Radon (khí trơ) là sản phẩm của các chuỗi phân rã cùng với các đồng vị con cháu
của nó là thành phần đóng góp vào phơng nền. Các thành phần đó bao gồm Rn-222 (T1/2 = 3, 8
ngày) trong dãy phân rã phóng xạ Uranium, Rn-219 (T1/2 = 3, 96 giây) trong dãy phân rã phóng
xạ Actinium và Rn-220 (T1/2 = 54, 5 giây) trong dãy phân rã phóng xạ Thorium. Trong khơng
khí gần mặt đất, hoạt độ của Radon thay đổi theo gió và thời tiết, hoạt độ thay đổi trong khoảng
từ 0, 1 ÷ 10 Bq/m3 [7] (hoạt độ trung bình là 3, 7 Bq/m3 ) trong phịng thơng hơi kém nhưng chủ
yếu là Rn-222 do có chu kỳ bán rã dài. Bức xạ gamma từ phân rã của Rn-222 chủ yếu đến từ
đồng vị con cháu Pb-214 (0, 45 giờ), Bi-214 (0, 33 giờ) và Pb-210 (22, 3 năm).
Khí Radon khuếch tán từ đất, vật liệu xây dựng vào khơng khí, con cháu của Radon phóng
xạ thường ở dạng rắn ở các điều kiện thông thường và bám vào các hạt bụi khí quyển, khi con
người hít bụi sẽ gây ra sự chiếu trong cơ thể rất có hại. Lượng Radon trong nhà ở phụ thuộc vào
vùng địa lý, vào mùa trong năm và các yếu tố địa lý, khí hậu. . . Trong các phịng kín lượng Radon
lớn hơn rất nhiều so với ở ngoài trời, nếu vượt quá mức cho phép là một trong những nguyên
nhân gây nên ung thư phổi. Sống liên tục trong nhà có lượng Radon vào khoảng 150 Bq/m3 thì
nguy cơ tử vong do ung thư phổi tăng thêm từ 1 đến 3% [8].
11


1.2 Các đại lượng vật lý mô tả tương tác bức xạ với vật chất
1.2.1 Hệ số Kerma
Khi các hạt photon tương tác với môi trường vật chất, sẽ sinh ra các hạt mang điện thứ
cấp (electron, positron) và truyền toàn bộ năng lượng hν hay truyền một phần năng lượng của

photon cho các hạt mang điện này dưới dạng động năng. Các hạt mang điện thứ cấp này có thể
có các động năng khác nhau, tùy thuộc vào kiểu tương tác và vào mức năng lượng liên kết trong
nguyên tử. Gọi εtr là năng lượng trung bình bức xạ truyền cho các hạt mang điện thứ cấp trong
một vùng thể tích trong một khoảng thời gian. Khi đó hệ số kerma K tại điểm trong vùng thể
tích đang xét là [9]

K=

dεtr
,
dm

(1.1)

trong đó dm là vi phân khối lượng vật chất tại điểm trong vùng thể tích đang xét.
Vậy kerma (kinetic energy released per mass unit) được định nghĩa là năng lượng mà
chùm hạt photon truyền cho các hạt mang điện thứ cấp trong mỗi đơn vị khối lượng tại điểm
đang xét, hay cụ thể hơn kerma là tổng tất cả động năng ban đầu của các hạt mang điện thứ cấp
được sinh ra bởi chùm hạt photon trong một thể tích xác định của vật chất chia cho khối lượng
vật chất chứa trong thể tích đó [9]. Giá trị trung bình kerma trong một vùng thể tích chứa khối
lượng vật chất m là

εtr
m.

Đơn vị của kerma là gray (Gy) với

1 Gy = 1 J/kg = 102 rad = 104 erg/g.

(1.2)

Khi biết thông lượng năng lượng ψ gây bởi nguồn photon đơn năng tại một điểm thì có
thể tính kerma thơng qua hệ số suy giảm truyền năng lượng khối

µtr
ρ .

Hệ số này đặc trưng cho

năng lượng của photon và số ngun tử Z của vật chất. Khi đó [9]

K=ψ

12

µtr
ρ

,

(1.3)


ở đây µtr được gọi là hệ số truyền năng lượng (phụ thuộc vào năng lượng photon và môi trường
và thường được xác định bằng thực nghiệm) có đơn vị là m−1 , ρ là mật độ có đơn vị là kg/m3 ,
ψ là thơng lượng năng lượng có đơn vị là J/m2 .
Nếu xét toàn bộ phổ năng lượng từ E = 0 tới E = Emax thì ψ (E) là hàm vi phân phân bố
theo năng lượng photon và

µtr

ρ

cũng là hàm phụ thuộc năng lượng photon, khi ấy [9]
E=Emax

K=

ψ (E)
E=0

trong đó ψ (E) =

dψ
dE

µtr
ρ

(1.4)

dE,

có đơn vị là J.m−2 .keV −1 , dE có đơn vị là keV .
µtr
ρ

Từ phương các phương trình (1.3) và (1.4), giá trị trung bình

xét trên tồn phổ năng

lượng là [9]
E=Emax

µtr
ρ

K
= =
ψ

ψ (E)
E=0
E=Emax

µtr
ρ

dE,
.

(1.5)

ψ (E) dE
E=0

Sau khi chùm photon đơn năng hν đi vào trong vật chất, các hạt mang điện thứ cấp có thể
có các động năng khác nhau và chúng mất năng lượng theo hai dạng sau [9]:
• Do va chạm với các electron khác trong nguyên tử vật chất hấp thụ. Gọi năng lượng trung
bình các hạt này mất đi do va chạm là năng lượng hấp thụ trung bình εen .
• Do phát bức xạ (bức xạ hãm, hủy cặp). Gọi năng lượng trung bình các hạt mang điện này

phát ra dưới dạng bức xạ là εr .
Vậy động năng trung bình của các hạt mang điện thứ cấp có thể được tách thành hai thành
phần [9]

εtr = εen + εr ,

(1.6)

gọi
g=

εr
εtr

13

(1.7)


là tỉ số giữa năng lượng trung bình phát ra do bức xạ và động năng trung bình của các hạt mang
điện thứ cấp (có giá trị phụ thuộc tính chất của môi trường và năng lượng của photon). Như vậy
phần năng lượng hấp thụ sẽ là [9]

εen = εtr (1 − g).

(1.8)

Kerma K được xem tương ứng với εtr nên kerma K cũng được chia thành kerma va chạm
Kc và kerma phát bức xạ Kr [9]

K = Kc + Kr ,
Kc và Kr cũng tương ứng với εen và εr , vì thế g =

Kr
K

=

(1.9)
εr
εtr .

Vậy [9]

Kc = K (1 − g) .

(1.10)

Một điểm đặc biệt ở đây rằng Kc có thể tính bằng thơng lượng năng lượng ψ gây bởi
nguồn photon đơn năng thông qua hệ số hấp thụ năng lượng khối
µen
ρ

Kc = ψ

.

µen
ρ E,Z ,

khi đó [9]
(1.11)

E,Z

Với các đơn vị tương ứng với phương trình tính kerma (1.3). Trường hợp xét toàn bộ phổ năng
lượng từ E = 0 tới E = Emax thì tính tương tự như phương trình (1.4) và (1.5), chỉ cần thay K
thành Kc và

µtr
ρ

thành

µen
ρ

.

Ngồi ra ta có thể tính được suất kerma là kerma tính trong một đơn vị thời gian trong
vùng thể tích xác định của vật chất [9]

•

K=

dK
d
=
dt

dt

dεtr
dm

.

(1.12)

Giá trị kerma trong khoảng thời gian từ t0 đến t1 là [9]
t1

K(t0 ,t1 ) =

•

K (t)dt.
t0

14

(1.13)


Giả sử suất kerma là hằng số thì [9]
•

K (t0 ,t1 ) = K (t1 − t0 ) ,

(1.14)

đây cũng là giá trị trung bình của kerma trong khoảng thời gian t1 − t0 .

1.2.2 Liều hấp thụ
Liều hấp thụ là năng lượng trung bình nhận được trên đơn vị khối lượng của vật chất từ
bức xạ [3]. Gọi ε là năng lượng của bức xạ mất đi do sự ion hóa trong đối tượng bị chiếu xạ, thì
khi ấy liều hấp thụ tại một điểm trong vùng thể tích đang xét là [9]

D=

dε
.
dm

(1.15)

Giá trị trung bình của liều chiếu trong suốt vùng thể tích chứa khối lượng vật chất m là
D = mε . Đơn vị của liều hấp thụ giống với kerma. Giá trị liều hấp thụ bức xạ phụ thuộc tính chất
của bức xạ và mơi trường. Sự hấp thụ năng lượng của môi trường đối với tia bức xạ là do tương
tác của bức xạ với electron của nguyên tử vật chất. Do đó năng lượng hấp thụ trong một đơn vị
khối lượng phụ thuộc vào năng lượng liên kết của các electron với hạt nhân nguyên tử và vào số
nguyên tử có trong một đơn vị khối lượng của môi trường vật chất hấp thụ, nó khơng phụ thuộc
vào trạng thái kết tụ của vật chất [3].
Suất liều hấp thụ là liều hấp thụ tính trong một đơn vị thời gian có giá trị là [9]

•

D=

d

dD
=
dt
dt

dε
.
dm

(1.16)

Nếu suất liều hấp thụ là một hàm phụ thuộc thời gian, khi đó liều hấp thụ sẽ được tính thơng
qua cơng thức [9]
t1

D (t0 ,t1 ) =

•

D (t)dt.
t0

15

(1.17)


Tương tự như kerma, trường hợp suất liều hấp thụ là hằng số thì giá trị trung bình của liều hấp
thụ trong khoảng thời gian t1 − t0 là [9]

•

D (t0 ,t1 ) = D (t1 − t0 ).

(1.18)

1.2.3 Liều chiếu
Liều chiếu của tia X và tia gamma là phần năng lượng của nó mất đi để biến đổi thành
động năng của hạt mang điện trong một đơn vị khối lượng của khơng khí ở điều kiện tiêu chuẩn
[3]. Nói cách khác thì liều chiếu mơ tả khả năng ion hóa khơng khí của chùm photon. Xét một
lượng khơng khí có khối lượng dm bị chiếu bởi một chùm photon, khi đó liều chiếu X là tỉ số
[9]

X=

dQ
,
dm

(1.19)

trong đó dQ (C) là lượng điện tích của các hạt mang điện (electron/ positron) xuất hiện do sự
ion hóa khơng khí bởi photon trong một khối thể tích. Điều kiện áp dụng ở đây là mọi hạt mang
điện được sinh ra đều dừng lại trong dm và toàn bộ dQ được ghi nhận. Đơn vị của liều chiếu
trong hệ SI là C/kg với
1C/kg = 3876 R.

(1.20)

Một điều cần chú ý khi chùm photon đi vào một vùng thể tích khơng khí khơ, nó sẽ sinh

ra trong đó các hạt mang điện thứ cấp (điển hình là electron), các electron này tạo ra các ion bên
trong cũng như ở bên ngồi khối khơng khí này. Do đó, khi định nghĩa liều chiếu theo Roentgen
ta phải đảm bảo điều kiện cân bằng electron, nghĩa là tổng năng lượng của các electron mang ra
khỏi thể tích nghiên cứu phải bằng với tổng năng lượng của các electron mang vào thể tích này
[3].
Liều chiếu X là đại lượng ion hóa tương đương của kerma va chạm Kc trong khơng khí.
Để hiểu rõ mối quan hệ này, chúng ta cần xét đến một đại lượng W là năng lượng trung bình để

16


tạo một cặp ion - electron trong khơng khí khơ.
Gọi Ti là động năng ban đầu của electron (hoặc positron) thứ i được phát ra từ chùm
photon chiếu đến vùng khơng khí đang xét. Và gọi gi là số phần động năng Ti được dùng cho
quá trình phát bức xạ của các electron ban đầu (bức xạ hãm, hủy cặp). Cho nên 1 − gi là số phần
động năng Ti được dùng cho quá trình va chạm của electron ban đầu với các electron khác trong
nguyên tử. Vậy tổng động năng của các electron mất đi trong quá trình va chạm là ∑ Ti (1 − gi )
i

[9].
Gọi Ni là số cặp ion - electron được sinh ra trong không khí bởi các electron (hay positron)
có động năng Ti . Và gọi gi là số phần cặp ion - electron được sinh ra bởi photon trong quá trình
phát bức xạ của các electron ban đầu (bức xạ hãm, hủy cặp). Vì thế 1 − gi là số phần cặp ion electron được sinh ra trong quá trình va chạm của electron ban đầu với các electron khác trong
nguyên tử. Vậy tổng số cặp ion - electron sinh ra trong quá trình va chạm là ∑ Ni (1 − gi ) [9].
i

Từ đó, ta có cơng thức định nghĩa cho W là [9]
∑ Ti (1 − gi )
W=

i

∑ Ni (1 − gi )

.

(1.21)

i

Theo định nghĩa này thì W khơng bao gồm động năng trung bình được truyền cho các cặp ion electron sinh ra trong quá trình phát bức xạ. Đơn vị của W thường là eV /i.p. với i.p. là ion pair
(cặp ion). Giá trị năng lượng trung bình để tạo một cặp ion - electron trong khơng khí khơ là
33, 97 eV /i.p. [10]. Ta chuyển đổi đơn vị i.p. thành e đồng thời lấy W chia cho e và đổi đơn vị
eV thành J. Khi đó [9]

W air
33, 97 eV /e
=
× 1, 602 × 10−19 J/eV
e
1, 602 × 10−19 C/e

⇔

W air
= 33, 97 J/C.
e

(1.22)

Ta có thể thấy giá trị 33, 97 J/C của Weair bằng với 33, 97 eV /i.p. của W . Hơn thế nữa, giá trị này
được xem như một hằng số với mọi chất khí và độc lập với photon năng lượng thấp.
17