Các đại lượng và đơn vị đo lường trong an toàn bức xạ

Chia sẻ: Lê Huy Ba Duy | Ngày: | Loại File: DOC | Số trang:19

Thêm vào BST

Báo xấu

318
lượt xem 52
download

Download Vui lòng tải xuống để xem tài liệu đầy đủ

Để hiểu về giới hạn liều bức xạ, chúng ta hãy định nghĩa các đại lượng về liều bức xạ và đơn vị đo chúng, mối quan hệ giữa đơn vị cũ và đơn vị mới.K là hệ số tỷ lệ và được gọi là hằng số gamma của nguồn. Giá trị của K phụ thuộc vào đơn vị đo P, A, r và được cho ở bảng dưới đây. Tại điểm cách nguồn 1 đoạn r1 ta có suất liều P1 = K x A/r1 2 Tại điểm cách nguồn 1 đoạn r2 ta có suất liều P2 = K x A/r2...

Chủ đề:

Bình luận(0) Đăng nhập để gửi bình luận!

Lưu

Nội dung Text: Các đại lượng và đơn vị đo lường trong an toàn bức xạ

các đại lượng và đơn vị đo lường trong an toàn bức xạ Để hiểu về giới hạn liều bức xạ, chúng ta hãy định nghĩa các đ ại l ượng v ề li ều b ức x ạ và đơn vị đo chúng, mối quan hệ giữa đơn vị cũ và đơn vị mới. I. Hoạt độ phóng xạ. - Định nghĩa: hoạt độ phóng xạ của một nguồn là s ố h ạt nhân phân rã trong 1 đ ơn v ị thời gian dN A= dt dN là số hạt nhân phân rã trong thời gian dt. Đơn vị đo: Becquerel: 1 Bq = 1 phân rã trong 1 giây Đơn vị cũ là Curie: 1 Ci = 3,7.1010 Bq. II. Suất liều bức xạ. - Định nghĩa: Suất liều bức xạ tỷ lệ thuận với hoạt đ ộ bức x ạ và t ỷ l ệ ngh ịch v ới bình phương khoảng cách. A P= K × r2 K là hệ số tỷ lệ và được gọi là hằng số gamma của nguồn. Giá tr ị c ủa K ph ụ thu ộc vào đ ơn v ị đo P, A, r và được cho ở bảng dưới đây. Tại điểm cách nguồn 1 đoạn r1 ta có suất liều P1 = K x A/r12 Tại điểm cách nguồn 1 đoạn r2 ta có suất liều P2 = K x A/r22 Từ đó ta có: P1 r22 = 2 P2 r1 Mối quan hệ giưã hoạt độ, suất liều, khoảng cách đối Mối quan hệ giưã hoạt độ, suất liều, khoảng cách với đối
2 Hằng số gamma (k) của nguồn 1. Định nghĩa: K là suất liều chiếu của 1 nguồn phóng xạ có hoạt độ là 1 đơn vị gây ra ở kho ảng cách là 1 đ ơn v ị kho ảng cách. A Vậy nếu nguồn có hoạt độ là A thì suất liều tại khoảng cách là r sẽ là: P = K . ------- r2 2. Giá trị và đơn vị đo: Tuỳ theo đơn vị đo của A, r, P thì K sẽ có các giá trị và thứ nguyên khác nhau. A r P Kγ Co-60 Cs -137 Ra Au - Na - Na - K -42 I - I - 131 Ir -192 Tc - Thulium Công thức áp dụng -226 198 24 22 125 99m 170 R R . cm2 K.A [ mCi ] mCi cm ------- -------------- 13,5 3,2 8,4 2,4 19 12 1,4 0,7 2,2 4,8 P [R/h] = h mCi . h --------------- r2 [ cm ] R R . m2 K . A [ Ci ] Ci m ------- -------------- 1,35 0,32 0,84 0,24 1,9 1,2 0,14 0,07 0,22 0,48 P [R/h] = h Ci . h --------------- r2 [ m ] C C . m2 K.A MBq m ------- ------------ x 10-9 9,19 2,3 5,75 1,6 12,8 8,36 1,39 4,87 1,35 3,34 [MBq] Kg.h MBq.Kg. h P [C/h] = --------------- r2 [ m ] GBq m mSv/h mSv . m2 K . A[GBq] ------------ 0,351 0,081 0,13 0,022 0,034 P[mSv/h] = ------------ GBq . h r2 [ m ] * Suất liều chiếu R: Roentgen 1 Ci = 37 GBq 1 Inch = 2,54 cm ** Suất liều hiệu dụng C: Coulomb 1 R = 1 rad = 1 rem = 10 mSv 1 Foot = 30,48 cm
3 Khi nguồn gamma không đơn năng (phát nhiều γ năng lượng khác nhau) thì Kγ = ΣKγ i .nγ i , trong đó: Kγ i là hệ số γ đối với tia γ có năng lượng Eγ i nγ i là số hạt γ có năng lượng Eγ i phát ra trong một phân rã. Thí dụ: với nguồn Co-60 thì một phân rã phát ra 2 tia gamma với năng l ượng khác nhau nên: nγ i = 1 Eγ i = 1,172 MeV 60 27 Co 5,27 năm nγ i = 1 Eγ i = 1,332 MeV Dựa vào 2 năng lượng này ta tra 0,306 MeV đồ thị Kγ i = F(Eγ ) ta được: Kγ 1 = 6,4 và Kγ 2 = 7,1 Vậy: 1,172 MeV Kγ = 1x 6,4 + 1x7,1 = 13,5 1,332 MeV Ghi chú: 60 28 Ni 1- Ngoài ra để tính suất liều ở một khoảng cách nào đó với hoạt độ nguồn đã cho, người ta cho suất liều cách nguồn 1m với hoạt độ là 1 GBq (hoặc 1 Ci) với 1 s ố nguồn thông thường như sau: Nguyên tố µSv/h/GBq/m R/h/Ci/m (Manual_ IAEA) (Health Physics) I-192 130 0,48 Co-60 351 1,32 Cs-137 81 0,33 I-131 ---- 0,22 Tc-99m 22 ---- Ra-226 ---- 0,825 Thí dụ 1: Nguồn Ir-192 có hoạt độ 250 GBq. Hãy tính suất liều cách nó 20m. Bi ết h ằng s ố Gamma của Ir-192 là 130 µSv/h/ GBq/m hoặc 0,48 R/h/Ci/m. Giải: 1 GBq cách 1m cho suất liều 130 µSv/h 250 GBq cách 20m cho suất liều bằng (130 x 250)/ (20 x 20) = 81,25 µSv/h Thí dụ 2: Nguôn Ir-192 có hoạt độ 80 Ci. Tính suất liều cách nó 10 m ? Giải: 1 Ci cách 1m cho suất liều 0,48 R/h. 80 Ci cách 10 m cho suất liều (0,48 x 80)/ (10 x 10) = 0,384 R/h
4 2- Để tính nhanh khoảng cách an toàn đối với 1 số nguồn người ta s ử d ụng công th ức thực nghiệm sau (Mặc nhiên đã công nhận suất liều cho phép: P = 1 mr/h = 10 µSv/h) Đối với nguồn Ir-192: r ( m) = 500 A(Ci ) Đối với nguồn Co-60: r (m) = 1.350 A(Ci ) Đối với nguồn Cs-137: r (m) = 320 A(Ci ) 3- Công thức thực nghiệm đơn giản để tính suất liều của 1 nguồn phóng x ạ phát tia Gamma: A.E P= 6.r 2 P là suất liều (µSv/h ) A là hoạt độ nguồn (MBq) E là năng lượng tia Gamma trong một phân rã (MeV) r là khoảng cách từ nguồn (m) Thí dụ: Tính suất liều cách 2 m từ một nguồn Co- 60 có hoạt đ ộ 240 MBq. Co-60 phát 2 tia Gamma trong 1 phân rã với năng lượng là 1,17 MeV và 1,33 MeV. Lời giải: A.E P= 6.r 2 240 x (1,17 + 1,33) P= = 25µSv / h 6 x2 2 4. Mối liên hệ giửa khối lượng m(g), hoạt độ phóng xạ a (Ci), s ố kh ối l ượng A và th ời gian bán rã T1/2 (sec) của 1 chất phóng xạ được cho như sau: m = 8,86.10-14.a.A.T1/2 Thí dụ: Hãy tính hoạt độ của 1g chất phóng xạ Radium (Ra) có A = 226 và T1/2 = 1620 năm. Lời giải: m 1(g).10+14 a= = = 1 Ci -14 A.8,86.10 a = 1gRa = 1 Ci .T1/2 226 226.8,86.1260.365.24.3600 Như vậy 1 Ci bằng hoạt độ phóng xạ của 1 g Ra-226
5 III. Liều hấp thụ - Định nghĩa: là năng lượng bị hấp thụ bởi 1 đ ơn vị kh ối l ượng v ật ch ất mà b ức x ạ đi qua. dE D= dm dE là năng lượng của bức xạ bị hấp thụ bởi vật chất có khối lượng là dm. - Đơn vị đo là J/kg; trong ATBX có tên riêng là Gray (Gy) Đơn vị cũ là rad; 1 Gy = 100 rad  Suất liều hấp thụ là năng lượng bức xạ bị hấp th ụ bởi 1 đ ơn vị kh ối l ượng trong 1 đ ơn v ị thời gian. dE D •= Đơn vị đo là Gy/s dm.dt IV. Liều tương đương trong cơ quan hoặc trong mô. - Về mặt sinh học phóng xạ thì không những chỉ đ ộ l ớn của li ều h ấp th ụ là quan tr ọng mà cả loại bức xạ nữa. Cùng những liều hấp thụ như nhau nh ưng s ẽ gây ra các hi ệu ứng sinh học khác nhau nếu bị chiếu bởi các bức xạ khac nhau. Để đặc trưng cho mức độ khác nhau này của các lo ại bức xạ, người ta đ ưa vào 1 h ệ s ố gọi là trọng số bức xạ WR. Thí dụ về WR được cho ở bảng sau đây. Loại bức xạ và khoảng năng lượng WR 1 Tia gamma (photon) và điện tử với mọi năng lượng (trừ điện tử Auger) 1 2 Proton và các proton giật lùi có năng lượng > 2 Mev 5 3 Alpha, mảnh phân hạch, hạt nhân nặng 20 4 Neutron: E < 10 KeV 5 10 - 100 KeV 10 100 - 2 MeV 20 2 MeV - 20 MeV 10 > 20 MeV 5 Đối với neutron thì WR là một hàm của năng lượng
6 WR = 5 + 17.e-(ln 2E)2/6 - Định nghĩa: Liều tương đương HT,R trong mô hoặc cơ quan T do bức xạ R gây ra là liều hấp thụ trong mô hoặc cơ quan đó nhân với trọng s ố c ủa bức x ạ tác d ụng lên mô ho ặc c ơ quan đó. HT,R = DT,R . WR - Đơn vị đo: vì trọng số WR không có thứ nguyên nên đơn vị đo của D T,R cũng là đơn vị đo của HT,R: J/kg Trong an toàn bức xạ có tên riêng là Sievert (Sv) Đơn vị cũ là Rem. 1 Sv = 100 Rem  Nếu trường bức xạ có nhiều loại bức xạ, mỗi loại bức x ạ l ại gồm nhi ều năng l ượng khác nhau, để tính liều tương đương cho một mô T ta ph ải tính riêng cho t ừng lo ại b ức x ạ theo từng khoảng năng lượng và cuối cùng là lấy tổng của chúng lại. HT = ∑ HT.R = ∑R DT.R . WR --> cho toàn cơ thể H = ∑ HT  Suất liều tương đương: là liều tương đương tính trong 1 đơn vị thời gian. dH T H •T = Đơn vị đo là Sv/s dt V. Liều hiệu dụng Các mô khác nhau nhận cùng 1 liều bức xạ như nhau thì t ổn th ất sinh h ọc cũng khác nhau. Để đặc trưng cho tính chất này của từng mô ho ặc t ừng c ơ quan, ng ười ta đ ưa vào 1 đ ại lượng gọi là trọng số mô WT. Các trọng số mô đặc trưng cho các mô (cơ quan) trong cơ thể được cho ở bảng sau: Cơ quan (mô) WT Cơ quan (mô) WT Thận 0,20 Vú 0,05 Tuỷ xương 0,12 Gan 0,05 Phổi 0,12 Tuyến giáp 0,05 Dạ dày 0,12 Da 0,01 Ruột kết 0,12 Mặt xương 0,01 Thực quản 0,05 Còn lại 0,005
7 Bọng đái 0,05 - Định nghĩa: Liều hiệu dụng tỷ lệ với liều hấp thụ tức là tỷ lệ với liều tương đương. Vậy ta có định nghĩa: Liều hiệu dụng E T trong mô (hoặc cơ quan) T do bức xạ R gây ra là liều tương đương trong mô (hoặc cơ quan) đó nhân với trọng s ố mô (ho ặc c ơ quan) c ủa nó WT . Để tính liều hiệu dụng cho cơ thể ta tính li ều hiệu dụng cho 1 mô sau đó l ấy t ổng cho các mô trong toàn bộ cơ thể: ET = HT WT E=∑ TET = ∑ THTWT = ∑ TWT∑ RDT,RWR - Đơn vị đo: vì WT cũng không có thứ nguyên nên đơn vị đo là: J/kg = Sv Đơn vị cũ là Rem; 1 Sv = 100 Rem Thí dụ: Kết quả tai nạn ở khoa y học hạt nhân khi sử d ụng I-131, trong c ơ th ể c ủa 1 bác sĩ có 370 KBq (10 mCi), trong đó 74 KBq (2 mCi) đọng lại ở tuyến giáp, 296 KBq (8 mCi) phân bố đồng đều khắp các phần còn lại của cơ thể. Bằng các bi ện pháp kĩ thu ật ng ười ta đã tính đ ược liều ở tuyến giáp là 123 mGy (12,3 mrad) và liều toàn thân là 0,26 mGy (26 mrad). Tính liều hiệu dụng mà bác sỹ đã nhận được. Bác sỹ có bị chiếu quá liều không? Bài giải 1- E = Σ WT HT Với tuyến giáp WT = 0,03 Các phần còn lạI của cơ thể WT = (1- 0,03) = 0,97 E = 0,03. 123 + 0,97. 0,26 = 3,94 mSv 2- Liều toàn thân cho phép là 20mSv, tuyến giáp là 500mSv. Vậy trong tai nạn này bác sỹ nhận liều rất thấp. Nh ưng bác s ỹ có v ượt quá li ều cho phép hay không còn phụ thuộc vào liều trước đó trong năm của bác sỹ n ữa.  Suất liều hiệu dụng là liều hiệu dụng tính trong 1 đơn vị thời gian: dE E• = Đơn vị đo là Sv/s VI. Liều tích luỹ dt Chất phóng xạ xâm nhập vào cơ thể qua đường tiêu hoá, đường hô hấp và da, nhưng chủ yếu là qua đường tiêu hoá và đường hô hấp và gây ra sự chiếu xạ bên trong c ơ th ể.
8 Chất phóng xạ này sẽ chiếu xạ các cơ quan trong cơ thể trong 1 thời gian lâu dài cho đến khi chúng bị bài tiết ra ngoài (chu kỳ phân rã sinh h ọc) ho ặc phân rã (chu kỳ phân rã v ật lý) ho ặc một sự hỗn hợp của hai quá trình. Vì vậy chất phóng x ạ đó gây ra m ột li ều b ức x ạ cho c ơ th ể, trong cả cuộc sống còn lại của con người kể từ khi nó xâm nh ập vào c ơ th ể và ch ưa b ị th ải ra ngoài hoặc chưa bị phân rã hết. Liều bức xạ đó được gọi là liều tích luỹ. Thời gian làm việc của 1 nhân viên bức xạ là khoảng 50 năm vì vậy khi tính li ều cho m ột mô (cơ quan) ta phải lấy tổng (tích phân) suất liều trong thời gian 50 năm. - Tính liều tương đương tích luỹ cho một mô (cơ quan) T: Gi ả s ử suất li ều t ương đ ương cho mô T tại thời điểm t là HT (t) thì liều tương đương tích luỹ cho mô T trong suốt th ời gian 50 năm làm việc là: HT (50) = ∫ 50 HT(t) dt - Tính liều hiệu dụng tích luỹ trong toàn bộ cơ thể: Nếu HT(50) là liều tương đương tích luỹ cho mô T thì li ều hi ệu d ụng tích lu ỹ cho mô T đó là ET = WT . HT(50) Ta lấy tổng cho tất cả các mô (các cơ quan) trong c ơ th ể thì ta đ ược li ều hi ệu d ụng tích luỹ trong toàn bộ cơ thể. E(50) = ∑ WT HT(50) Đây là đại lượng mà thường được cho trong các bảng quy định các gi ới hạn li ều. VII. Liều chiếu (chỉ dùng cho tia X và tia Gamma) - Định nghĩa: dQ X = dm dQ là tổng điện tích các ion cùng dấu được t ạo ra trong th ể tích không khí ở đi ều ki ện chuẩn (00 C, 760 mmHg) có khối lượng là dm. Khi tất cả các điện t ử th ứ c ấp do các photon t ạo ra bị hãm hoàn toàn trong thể tích không khí đó. - Đơn vị đo là C/kg Đơn vị cũ là Rơntgen 1 C/kg = 3,876.103 Rơntgen hoặc 1 C/Kg = 34 Sv. 1 Gy = 1 Sv =114 Roentgen
9  Suất liều chiếu là liều chiếu trong một đơn vị thời gian: dX X• = Đơn vị đo là C/kg.s dt VIII. Kerma (Kinetic Energy Released in MAterial) - Định nghĩa: dEtr K = dEtr là dm tổng động năng ban đầu của tất cả các hạt điện tích đ ược giải phóng bởi hạt ion hoá không mang điện trong vật liệu khối lượng là dm. - Đơn vị đo là J/kg còn được gọi là Gray. IX. Liều tập thể: là sự biểu thị toàn bộ liều bức xạ mà dân chúng phải chịu. Liều tập thể được định nghĩa như là tích của số người bị chiếu bởi m ột ngu ồn phóng x ạ với liều bức xạ trung bình của họ. Đơn vị đo là man - Sieverts (man.Sv) X. Liều hiệu dụng tập thể: Để tính liều hiệu dụng tập thể của một vùng dân chúng bị chi ếu xạ (do một tai nạn bức xạ chẳng hạn), ta chia số dân cư này ra làm nhi ều nhóm ph ụ v ới tiêu chí là mỗi nhóm phụ có liều hiệu dụng cá nhân xấp xỉ bằng nhau. Ta tính liều hiệu dụng tập thể cho từng nhóm sau đó l ấy t ổng cho t ất c ả các nhóm. Do đó nếu gọi: Ni là số người trong nhóm thứ i Hi là liều hiệu dụng trung bình của một cá nhân trong nhóm thứ i thì: Ni.Hi = là liều hiệu dụng tập thể của nhóm th ứ i thì li ều hi ệu d ụng t ập th ể cho c ả vùng dân cư là: S = ∑ i Ni.Hi XI. Working Level: (mức làm việc) được ký hiệu là WL WL là đại lượng để đo năng lượng tiềm tàng của h ạt α phát ra bởi con cháu Radon hoặc con cháu Thoron có trong một đơn vị thể tích không khí khi chúng phân rã hoàn toàn. 1 WL = 2,1 . 10-5 J/m3 = 1,3 . 105 MeV/l Working Level Month (mức làm việc tháng) ký hiệu là WLM 1 WLM = 170 WL h = 3,54 mJh/m3
10 Đánh giá mức nguy hiểm của Radon hoặc Thoron: Nếu không khí chứa 1 Bq/m3 có nghĩa là trung bình trong 1m3 không khí sẽ có một phân rã phóng xạ trong 1 giây của nguyên tử Radon hoặc Thoron. Nếu 1 triệu người sống trong môi trường này (n ồng đ ộ Rn 1Bq/m 3) thì sẽ có 1 ~2 người chết vì ung thư phổi (nhà ở Australia là 12 Bq/m3). Từ đó người ta đưa ra mối nguy hiểm sau đây: Số người chết WL Bq/m3 pCi/l do ung thư phổi So sánh các mức chiếu So sánh các mức rủi trên 1000 người ro 1 7.400 200 440 - 770 1.000 lần mức ngoài trời 0,5 3.700 100 270 - 630 100 lần mức trong nhà Hút 4 bao thuốc lá/1 ngày 0,2 1.480 40 120 - 380 20.000 phép chụp X- quang/năm 0,1 740 20 60 - 210 100 lần mức ngoài trời 0,05 370 10 30 - 120 10 lần mức trong nhà Hút 2 bao thuốc lá/ngày 0,02 148 4 13 - 50 0,01 74 2 7 - 30 10 lần mức ngoài trời 0,005 37 1 3 - 13 Mức trung bình trong nhà 0,001 7,4 0,2 1-3 Mức trung bình ngoài trời 20 lần chụp X-quang trong 1 năm XII. Mối liên hệ giữa đơn vị cũ và đơn vị mới trong ATBX 1. Hoạt độ: (ACTIVITY) - Đơn vị mới là Beccơren (Bq) - Đơn vị cũ là Curie (Ci). - Mối liên hệ: 1 Ci = 3,7. 1010 Bq. A[Ci] = 3,7.1010.A[Bq] A[mCi] = 3,7.107.A[Bq]
11 Đôi khi trong đơn vị cũ người ta còn cho đ ơn vị ho ạt đ ộ là milligam Radi t ương đ ương [mgRa] Định nghĩa: mgRa là hoạt độ phóng xạ của nguồn Gamma nào đó khi nó t ạo ra m ột li ều gi ống nh ư li ều chiếu được tạo ra bởi 1 mgRa đặt trong ống bạch kim chiều dày 0,5 mm. Vậy khi nói một nguồn phóng xạ có hoạt độ là AmgRa t ức là ngu ồn đó có ho ạt đ ộ phóng xạ của nguồn radi có khối lượng là Amg đặt trong ống bạch kim dày 0,5 mm. Giữa chúng có mối liên hệ: Kγ Α [mgRa] = A[mCi] = 4,4.10 6.K γ .A[Bq] 8,4 Trong đó Kγ được gọi là hệ số Kγ của nguồn. Nó phụ thuộc vào đơn vị đo và vào các nguồn khác nhau. Giá trị Kγ được cho ở bảng sau đối với các nguồn phóng xạ thường dùng : Nguồn phóng xạ Na-22 Na-24 Co-60 Au-198 Cs-137 Ra-226 Ir-192 Kγ 12 19 13,5 2,4 3,2 8,4 4,8 2 (R.cm /mCi.h) 2. Cường độ bức xạ (Intensity): là năng lượng bức xạ đi qua 1 cm2 trong 1 đơn vị thời gian: Công thức suất liều bức xạ: P1 d22 I1 I2 = A P2 d12 cũng đúng cho cường độ bức xạ d1 I1 d 22 = 2 d2 I2 d1
12 3. Liều hấp thụ  Đơn vị mới trong hệ SI là J/Kg; trong an toàn bức xạ gọi là Gray [Gy]  Đơn vị cũ gọi là rad: rad là liều hấp thụ khi 1g môi trường hấp thụ năng luợng 100 erg của bức xạ.  Mối liên hệ: 1 rad = 100 erg/1g = 100.10-7 J/10-3 kg = 0,01 J/kg. 1 rad = 0,01 Gy hoặc 1 Gy = 100 rad 4. Liều tương đương, liều hiệu dụng  Đơn vị mới là J/kg; trong ATBX có tên riêng là Sievert (Sv).  Đơn vị cũ là rem Liều hấp thụ khi nhân với trọng số bức xạ thì gọi là liều tương đương. Liều tương đương khi nhân với trọng số mô thì gọi là liều hiệu dụng.  Mối liên hệ: - Đối với bức xạ gamma thì trọng số bức xạ là 1. Vậy liều tương đương: 1 J/kg x1 = 1 Gy x1 = 100 rad x1 = 100 rem = 1 Sv - Tổng trọng số mô trong toàn bộ cơ thể là 1. Vậy liều hiệu dụng: 1 J/kg x1x1 = 1 Gy x1x1 = 100 rad x1x1 = 100 rem x1 = 1 Sv. Vậy về trị số: 1 Gy = 1 Sv = 100 rad = 100 rem 5. Liều chiếu  Đơn vị mới là C/kg  Đơn vị cũ là Roentgen (R): Roentgen là liều chiếu c ủa m ột ngu ồn b ức x ạ gamma hay tia X khi tác động vào 1 cm3 không khí ở điều kiện tiêu chuẩn thì làm xuất hiện m ột đi ện tích là 1 SGSe.  Mối liên hệ: 1 CGSe = (1/3).10-9 C. 1 cm3 không khí ở điều kiện tiêu chuẩn có khối lượng là 1,24.10 -3 g. Vậy: 1CGSe (1/ 3).10 −9 C 1R = = = 0,2688 .10 −3 C / kg − 6 1,24 g 1,24.10 kg 1 R = 0,2688.10-3 C/kg 1 C/kg = 34 Sv 6. Tìm mối liên hệ giữa rad, Gy, và R
13  1 R chiếu vào 1 cm3 không khí chuẩn làm xuất hiện 1 CGSe.  Điện tích của 1 ion là 4,8.10-10 CGSe. Vậy 1 R chiếu vào 1 cm3 không khí sẽ làm xuất hiện số cặp ion là: 1 n = = 2,1.109 cặp ion/cm3 1 4,8.10− 10 Vì 1 cm3 không khí chuẩn có khối lượng 1,24.10 -3 g nên số cặp trong 1 gam không khí sẽ là: n1 2,1.109 n2 = −3 = −3 = 1,61.1012 c ặp ion/g 1,24.10 1,24.10 không khí  Để tạo ra 1 cặp ion trong không khí chuẩn cần một năng lượng: 34 eV = 34 x 1,602.10-12 erg. Vậy để tạo ra n2 cặp ion trong không khí cần 1 năng lượng là: = n2 x 34 x 1,602 .10-12 = 1,61.1012 x 34 x 1,602.10-12 erg/g = 87,7 erg/g Đây chính là năng lượng được hấp thụ bởi 1 gam không khí chuẩn khi 1R chiếu vào nó. 10-7 J 1R = 87,7 erg/ g = 87,7 −3 = 87,7.10 − 4 J / Kg = 87,7.10 −3 Gy 10 Kg 1R = 8,77.10-3 Gy. 1 J/kg = 1 Sv = 100 rem = 100 rad ≈ 114 R Vậy: hoặc 1 rem = 1 rad ≈ 1 R Mối liên hệ này chỉ đúng với không khí vì đối với các đối tượng khác thì:  1 R khi chiếu vào 1cm3 không tạo ra 2,1 .109 cặp ion  1 cm3 không có khối lượng 1,24.10-3 g.  Tạo ra 1 cặp ion ở các chất khác nhau cần năng lượng ≠ 34 eV Vậy phải tính lại → rất phức tạp → cho ở bảng sau: Năng lượng Mô xương Mô mỡ Không khí 10 keV 1 rad ≈ 5 R 1 rad ≈ 0,5 R 1 rad ≈ 1,14 R 100 keV 1 rad ≈ 1,7 R 1 rad ≈ 0,88 R cho mọi năng lượng 1 MeV 1 rad ≈ 0,82 R 1 rad ≈ 1,05 R cho mọi năng lượng Những nguyên tắc cơ bản của An toàn Bức xạ
14 1. Tính hợp lý của công việc (Justification of Practices)  Mọi công việc chiếu xạ chỉ được chấp nhận nếu nó đưa lại cho cá nhân b ị chiếu xạ và xã hội một mối lợi lớn để bù đắp cho những thiệt h ại mà nó có th ể gây ra. Nghĩa là công việc đó phải chứng minh là có lợi.  Công việc chiếu xạ được coi là không hợp lý khi nó làm tăng các ch ất phóng x ạ trong thức ăn, nước uống, thuốc tiêm, đồ chơi, đồ trang sức, mỹ phẩm ...  Chiếu xạ y tế phải được chứng minh là hợp lý sao cho mối lợi trong chuẩn đoán và điều trị mà chúng mang lại lớn hơn tổn thất do chúng gây ra. 2. Nguyên lý ALARA  All expossures should be kept as low as possible.  All exposures should be kept As Low As Reasonably Achievable.  All exposures should be kept as low as reasonably achievable, social and economic factors being taken into account. Sự chiếu xạ từ bất kỳ 1 nguồn phóng xạ nào, trừ chiếu xạ y tế thì: - Độ lớn của liều - Số người bị chiếu xạ - Khả năng bị chiếu xạ. phải được giữ càng thấp càng tốt, có chú ý đến yếu tố kinh tế và xã hội (nguyên lý ALARA). 20 mSv/năm 5 mSv/năm 50 mSv/năm Hoàn Vùng Hoàn toàn không toàn ALARA chấp nhận chấp nhận 60 300 600 1 10 100 1000 10000 số người chết/triệu người/năm
15 3. Nguyên lý tối ưu hoá của sự bảo vệ (Optimisation of Proctection)  Sự chiếu xạ trong mọi lĩnh vực phải được tối ưu hoá, đ ặc bi ệt là trong y t ế, m ục tiêu tối ưu hoá phải được tuân thủ nghiêm ngặt để bảo vệ bệnh nhân. Sự t ối ưu hoá ở đây được làm bằng cách là chọn các thông số tốt nhất (sao cho li ều th ấp nh ất) đ ể nh ận các kết quả mong muốn khi chuẩn đoán hoặc điều trị.  Đồ thị sau đây trình bày sự tối ưu hoá khi cân nh ắc gi ữa chi phí b ảo v ệ và chi phí ph ục hồi sức khoẻ. Rủi ro X+Y Y X W (tối ưu) Chi phí X là chi phí cho bảo vệ Y là chi phí cho tổn thất sức khoẻ. 4. Bảo vệ khỏi sự chiếu ngoài (Protection from external exposure) - kho ảng cách, th ời gian, che chắn: đó là 3 phương pháp bảo vệ thông thường nhất a. Khoảng cách Càng cách xa nguồn càng tốt, vì hoạt độ (cường đ ộ, suất li ều) c ủa ngu ồn s ẽ gi ảm t ỷ l ệ nghịch với bình phương khoảng cách b. Thời gian - Thời gian tiếp xúc với nguồn càng ít (càng ngắn) càng t ốt (vì li ều = su ất li ều x th ời gian)
16 - Đối với các đồng vị ngắn ngày (thường dùng trong y t ế) thì ch ất th ải phóng x ạ c ủa chúng người ta nhốt trong những hố để chờ phân rã gần hết ( >10T 1/2) rồi mới thải ra hệ thống thải công cộng c. Che chắn - Trường hợp phải làm việc ở gần nguồn phóng xạ thì phải tìm cách che chắn để giảm liều xuống dưới mức cho phép. - Tuỳ theo loại tia, cường độ tia, năng lượng tia mà chọn các vật liệu và bề dày thích hợp. 5. Không có một ngưỡng liều để nói rằng trên đó là nguy hi ểm, d ưới đó là an toàn . Nhưng người ta vẫn phải chọn 1 ngưỡng liều để phân biệt li ều th ấp và li ều cao. Li ều cao thì x ảy ra hiệu ứng đương nhiên, hiệu ứng sớm; nhưng ở liều thấp thì người ta ch ưa bi ết th ật chính xác nó biến đổi theo qui luật nào. Liều thấp có th ể sinh ra các hi ệu ứng ng ẫu nhiên, hi ệu ứng muộn sau vài tháng, vài năm hoặc vài chục năm. Rủi ro (Risk) Liều (Dose) 6. Giới hạn về liều (Limitation of Doses)  Phải quy định giới hạn liều cho từng đối tượng và không đ ược v ượt quá gi ới h ạn đó nhằm tránh để không ai chịu một sự rủi ro bức xạ do sự chiếu quá giới hạn liều.  Các giới hạn liều được tính đến toàn bộ sự chiếu xạ từ tất cả các nguồn. 7. Lựa chọn, cân nhắc khi sử dụng bức xạ  Khi có các phương pháp có thể thay thế đ ược với các chi phí nh ư nhau, hi ệu qu ả nh ư nhau thì không dùng phương pháp phóng xạ.  Luôn luôn phải tìm công nghệ thay thế nếu có. 8. An toàn của nguồn (Safety of Sources) Phải sử dụng tất cả các biện pháp có thể làm được để:  Cải thiện tình trạng an toàn hiện có  Ngăn ngừa các tai nạn bức xạ  Giảm thiểu tính khốc liệt của hậu quả sự cố bức xạ có thể xảy ra.
17 9. Sự can thiệp (Intervention)  Nếu các mức liều đạt xấp xỉ đến mức liều xẩy ra hiệu ứng đương nhiên thi đòi h ỏi phải có biện pháp can thiệp.  Quy mô, thời lượng và cách thức (loại) can thi ệp phải được t ốí ưu hoá đ ể có 1 m ối l ợi cực đại.  Mối lợi do liều được giảm đi phải cân bằng với mối hại mà nó có th ể gây ra cho xã h ội và chi phí do sự can thiệp. 9. Chọn vị trí đặt nguồn (Location of Sources)  Khi tiến hành công việc bức xạ (đặt nguồn) thì ph ải xem xét đ ến s ự chi ếu x ạ ho ặc s ự chiếu xạ tiềm ẩn đối với dân chúng. 10. Thiết kế và chế tạo nguồn (Design & Construction of Sources)  Thiết kế và chế tạo nguồn phải đảm bảo mức an toàn và độ tin cậy cao khi vận hành. 11. Vận hành và bảo dưỡng nguồn (Operation & Maintenance of Sources) Phải quan tâm tới sự bảo vệ theo chiều sâu, yếu tố con người, h ệ th ống ki ểm tra th ử nghiệm và kinh nghiệm vận hành. Phải chú ý đến kinh nghiệm vận hành và các bài học học được từ các sự c ố bức xạ. Tối ưu hoá của bảo vệ phóng xạ và an ninh c ủa nguồn ph ải d ựa vào quy trình và đi ều kiện hợp lý. Nhân viên bức xạ phải được đào tạo trong sử dụng và vận hành. Thanh tra, thử nghiệm và bảo dưỡng định kỳ phải tuân theo các quy trình đã đ ược phê chuẩn. Các biện pháp an ninh, các biện pháp kiểm kê, t ổ ch ức và quản lý đ ể b ảo v ệ và an toàn bao gồm: Hệ thống pháp luật Cơ quan quản lý Chính phủ hỗ trợ đội ngũ cán bộ và các dịch vụ. Đăng ký và cấp giấy phép 12. Hệ thống pháp luật (Legal Framework) Chính phủ ban hành luật pháp cho các công việc bức xạ. Phải có sự can thiệp kịp thời khi xẩy ra tình huống chi ếu x ạ quá li ều và phải có sự phân chia trách nhiệm kể cả trách nhiệm của cơ quan quản lý. Cơ quan quản lý phải là 1 cơ quan độc lập. Khi sự can thiệp cần đến nhiều cơ quan tham gia thì trách nhi ệm liên quan đến việc điều hành và bố trí công việc ứng phó khẩn cấp phải được quy định trong pháp luật . 13. Trách nhiệm trong hệ thống pháp luật (Responsibility within the Legal Framwork) Tất cả các bên có trách nhiệm được quyết định trong hệ thống pháp luật phải: Đảm bảo an toàn và bảo vệ
18 Xác minh hiệu lực của quy trình Chuẩn bị các kế hoạch ứng phó khẩn cấp Lịch sử về liều giới hạn cho phép hàng năm Năm Nhân viên bức xạ Dân chúng 1900 100 mSv/ngày (10 rem/ngày) Chưa quy định 1925 2500 mSv/năm (250 rem/năm) Chưa quy định 1934 600 mSv/năm (60 rem/năm) Chưa quy định 1936 300 mSv/năm (30 rem/năm) Chưa quy định 1948 150 mSv/năm (15 rem/năm) Chưa quy định 1952 150 mSv/năm (15 rem/năm) 15 mSv/năm 1959 50 mSv/năm (5 rem/năm) 15 mSv/năm 1987 50 mSv/năm (5 rem/năm) 1 mSv/năm 1994 20 mSv/năm (2 rem/năm) 1 mSv/năm Liều giới hạn ở trên là: - Cả liều chiếu trong và liều chiếu ngoài - Không kể liều bức xạ tự nhiện Tình hình ứng dụng bức xạ để khám chữa bệnh ở các nước phát triển - 4 người vào bệnh viện thì có 3 nguời được xử lý bằng bức xạ. - Cứ 1 triệu người thì có 1 trung tâm xạ trị + 250 máy tia X Nước Số dân (triệu) Máy gia tốc (để xạ trị) Ghi chú Finland 5 25 Con số của Australia 19 86 năm 1999 Taiwan 22 59 Yếu tố kinh tế trong ATBX Vùng thử bom nguyên tử ở Australia do Anh tiến hành  Thời gian thử: 1953 - 1963  Địa điểm thử: - Maralinga + Emu ở South Australia - Monte Bello Islands ở Western Australia  Số vụ thử: 12 vụ thử lớn ( > 1 kilôtôn) Hàng trăm vụ thử nhỏ hơn (
19  Ba đề án khắc phục: 1. Rào chắn + công an canh phòng: 13 triệu ASD 2. Xúc bỏ đất bị nhiễm xạ nặng để đạt mức 5 mSv/y: 100 triệu ASD 3. Xúc bỏ tất cả để đạt mức 1 mSv/y: 1 tỷ ASD