Khóa luận tốt nghiệp: Xác định suất liều phóng xạ môi trường sử dụng detector NaI(Tl) 7,6cm x 7,6cm

Chia sẻ: Minh Nhân | Ngày: | Loại File: PDF | Số trang:52

Thêm vào BST

Báo xấu

44
lượt xem 6
download

Download Vui lòng tải xuống để xem tài liệu đầy đủ

Dựa vào mục tiêu của đề tài, khóa luận được trình bày ba chương: Chương 1, 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, mô tả các thí nghiệm đo phóng xạ môi trường trong một phòng thí nghiệm thuộc phòng thí nghiệm Kỹ thuật hạt nhân, trường đại học Khoa Học Tự Nhiên, đại học Quốc Gia TP.HCM; chương 3, thảo luận về kết quả của thí nghiệm đo được từ detector HPGe và NaI(Tl) 7,6cm×7,6cm.

Chủ đề:

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

Lưu

Nội dung Text: Khóa luận tốt nghiệp: Xác định suất liều phóng xạ môi trường sử dụng detector NaI(Tl) 7,6cm x 7,6cm

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH KHOA VẬT LÝ NGÔ VŨ THIÊN QUANG XÁC ĐỊNH SUẤT LIỀU PHÓNG XẠ MÔI 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 NGÔ VŨ THIÊN QUANG XÁC ĐỊNH SUẤT LIỀU PHÓNG XẠ MÔI 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 quá trình học tập và hoàn thành khóa luận tốt nghiệp, tôi xin gửi lời cám ơn chân thành đến: TS. Võ Hồng Hải đã tận tình chỉ bảo không những kiến thức cần thiết hoàn thành khoá luận mà còn phương pháp làm việc khoa học. TS. Phạm Nguyễn Thành Vinh đã tạo môi trường gặp gỡ nhóm nghiên cứu của thầy, nhờ đó tôi 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 tôi trong suốt quá trình học tập và thực hiện khoá luận. Cuối cùng, tôi xin bày tỏ lòng cám ơn đến gia đình và bạn bè đã ủng hộ tôi về nhiều mặt trong thời gian qua. Khóa luận tốt nghiệp này hoàn thành là nhờ vào sự giúp đỡ của tất cả. Tp. Hồ Chí Minh, Ngày 02 tháng 05 năm 2018 Sinh viên NGÔ VŨ THIÊN QUANG
Mục lục Danh mục hình vẽ iii Lời mở đầu 1 1 Tổng quan 3 1.1 Giới thiệu về phóng xạ môi 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 1.2 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 1.3 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 môi trường 21 2.1 Thí nghiệm đo phóng xạ môi trường sử dụng detector HPGe . . . . . . . . . . . 21 2.1.1 Detector HPGe . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21 i
2.1.2 Các thông số đo thí nghiệm – phổ năng lượng . . . . . . . . . . . . . . 22 2.2 Thí nghiệm đo phóng xạ môi 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 thông 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 26 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 môi 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 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 33 3.3 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 42 ii
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 môi trường tại một phòng 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 môi trường tại một phòng thí nghiệm được ghi nhận bởi detector NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm. . . . . . . 25 Hình 3.1 Phổ năng lượng gamma ghi nhận trên detector HPGe và NaI(Tl) 7, 6 cm× 7, 6 cm. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27 Hình 3.2 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. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29 Hình 3.3 Các đồng vị phóng xạ trong môi trường được xác định từ phổ năng lượng gamma đo bởi detector NaI(Tl) 7, 6 cm × 7, 6 cm. . . . . . . . . . 33 iii
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 môi trường phòng thí nghiệm. . . . 36 Hình A.1 Đỉnh năng lượng của các đồng vị phóng xạ trong môi 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. . . . 43 Hình A.2 Đỉnh năng lượng của các đồng vị phóng xạ trong môi 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. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 44 iv
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 thông số đo thí nghiệm sử dụng detector HPGe. . . . . . . . . . . . 23 Bảng 2.2 Các thông 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. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 34 v
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 phòng 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 tôi thực hiện thí nghiệm đo phổ năng lượng trên detector HPGe. Với thí nghiệm này, chúng tôi muốn xác định các đồng vị phóng xạ có trong môi trường phòng thí nghiệm. Chúng tôi 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 tôi 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: Mô tả thực nghiệm đo phóng xạ môi trường. Chúng tôi mô tả các thí nghiệm đo phóng xạ môi trường trong một phòng thí nghiệm thuộc phòng 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 tôi sẽ xác định các đồng vị có trong môi trường từ phổ ghi nhận và tính suất liều chiếu tổng. 2
Chương 1 Tổng quan Trong chương 1, chúng tôi 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 môi trường tự nhiên 1.1.1 Nguồn gốc phóng xạ môi trường tự nhiên Phóng xạ môi trường luôn 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 môi 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 đoán). Nguồn phóng xạ tự nhiên là các chất đồng vị phóng xạ có trong đất, nước và không khí, chúng hình thành nên nền phông phóng xạ tự nhiên. Phóng xạ tự nhiên là nhân tố đóng góp chủ yếu trong phóng xạ môi trường. Phông 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 phông 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 khoáng 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, thông 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 tông, đá hoa cương, đá cẩm thạch đều có chứa một lượng Radon nhất định. Các vật liệu được gia công từ phế liệu công nghiệp như xỉ lò 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, Tho- rium 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 (U- 235 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 không còn tồn tại nữa. Trong quá 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 không có trong các chuỗi phân rã. Đồng vị quan trọng nhất là đồng vị phóng xạ K-40 trong đất K−40 và cây cối. Tỷ lệ 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 quá 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 không khảo sát đồng vị này trong môi trường không 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 Thời gian Năng lượng Phân rã Sản phẩm phóng xạ bán rã (MeV) U-235 α 7, 038 × 108 năm 4, 679 Th-231 β − (99, 999999%) 0, 389 Pa-231 Th-231 25, 52 giờ α (0, 000001%) 0, 389 Ra-227 Pa-231 α 32760 năm 5, 149 Ac-227 Ra-227 α 42, 2 phút 1, 325 Rn-223 β − (98, 62%) 0, 045 Th-227 Ac-227 21, 773 năm α (1, 38%) 5, 042 Fr-223 Th-227 α 18, 72 năm 6, 146 Ra-223 Rn-223 β− 23, 2 phút 1, 000 Fr-223 β − (99, 994%) 1, 149 Ra-223 Fr-223 22, 0 phút α (0, 006%) 5, 430 At-219 Ra-223 α 11, 435 ngày 5, 979 Rn-219 α (0, 006%) 1, 149 Ra-223 At-219 22, 0 phút β − (99, 994%) 5, 430 At-219 Rn-219 α 3, 96 giây 6, 946 Po-215 Bi-215 β− 3, 96 giây 6, 946 Po-215 α (99, 999977%) 7, 526 Pb-211 Po-215 1, 781 × 10−3 giây β − (0, 000023%) 0, 721 At-215 At-215 α 0, 1 × 10−3 giây 8, 178 Bi-211 Pb-211 β− 36, 1 phút 1, 373 Bi-211 α (99, 72%) 0, 579 Tl-207 Bi-211 2, 14 phút β − (0, 28%) 6, 751 Po-211 xem trang tiếp theo 6
Bảng 1.1: Chuỗi phân rã phóng xạ Actinium [6]. Đồng vị Thời gian Năng lượng Phân rã Sản phẩm phóng xạ bán rã (MeV) 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 U−235 1.2 là sơ đồ phân rã của chuỗi U-238. Ngày nay tỉ lệ 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 môi trường không tồn tại dưới dạng khoáng chất riêng lẻ mà tồn tại ở dạng muối clorua, bromua, nitrat dễ hòa 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 Thời gian Năng lượng Phân rã Sản phẩm phóng xạ bán rã (MeV) 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 α (99, 98%) 6, 615 Pb-214 Po-218 3, 1 phút β − (0, 02%) 0, 265 At-218 α (99, 90%) 6, 874 Bi-214 At-218 1, 5 giây β − (0, 10%) 2, 883 Rn-218 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 Thời gian Năng lượng Phân rã Sản phẩm phóng xạ bán rã (MeV) β − (99, 98%) 3, 272 Po-214 Bi-214 19, 9 giây α (0, 02%) 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 β − (99, 99987%) 1, 426 Po-210 Bi-210 5, 013 ngày α (0, 00013%) 5, 982 Tl-206 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 khoáng chất chứa Thori có độ hòa tan cực kỳ thấp. Do đó, kết quả theo sau các quá 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 Thời gian Năng lượng Phân rã Sản phẩm phóng xạ bán rã (MeV) 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 Thời gian Năng lượng Phân rã Sản phẩm phóng xạ bán rã (MeV) β− 2, 254 Po-212 Bi-212 60, 55 phút α 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 phông 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 không 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 phòng thông 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 không 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 phòng 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] dεtr K= , (1.1) dm 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 εtr lượng vật chất m là 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 µtr thể tính kerma thông qua hệ số suy giảm truyền năng lượng khối ρ . Hệ số này đặc trưng cho năng lượng của photon và số nguyên tử Z của vật chất. Khi đó [9] µtr K=ψ , (1.3) ρ 12