HỌC VIỆN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

SONEXAY XAYHEUNGSY

PHÓNG XẠ TƯ NHIÊN TRONG MỘT SỐ

VẬT LIỆU XÂY DỰNG PHỔ BIẾN

TẠI CỘNG HÒA DÂN CHỦ NHÂN DÂN LÀO

LUẬN ÁN TIẾN SĨ KHOA HỌC VẬT CHẤT

HÀ NỘI - 2019

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO VIỆN HÀN LÂM KHOA HỌC VÀ

CÔNG NGHỆ VIỆT NAM

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO VIỆN HÀN LÂM KHOA HỌC VÀ

CÔNG NGHỆ VIỆT NAM

HỌC VIỆN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

SONEXAY XAYHEUNGSY

PHÓNG XẠ TỰ NHIÊN TRONG MỘT SỐ

VẬT LIỆU XÂY DỰNG PHỔ BIẾN

TẠI CỘNG HÒA DÂN CHỦ NHÂN DÂN LÀO

Chuyên ngành : Vật lý nguyên tử và hạt nhân

Mã số : 9.440106

LUẬN ÁN TIẾN SĨ KHOA HỌC VẬT CHẤT

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: GS. TS. LÊ HỒNG KHIÊM

HÀ NỘI - 2019

LỜI CAM ĐOAN

Tôi xin cam đoan:

Đây là công trình nghiên cứu của riêng tôi.

Các số liệu và kết quả thu được trong luận án là hoàn toàn trung thực và chưa

được công bố trong bất kì công trình nào khác.

Tác giả luận án

Sonexay Xayheungsy

LỜI CẢM ƠN

Để hoàn thành được chương trình tiến sĩ và viết luận tôi đã nhận được sự quan

tâm giúp đỡ tận tình của các tổ chức, cá nhân.

Lời đầu tiên, tôi xin được bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc tới Thầy hướng dẫn

khoa học GS. TS. Lê Hồng Khiêm về sự hướng dẫn, giúp đỡ và chỉ bảo tận tình cho

tôi trong suốt quá trình học tập, làm việc và thực hiện luận án.

Tôi xin chân thành cảm ơn lãnh đạo Viện Vật lý, Học viện khoa học và công

nghệ đã tạo mọi điều kiện thuận lợi cho tôi trong quá trình học tập, nghiên cứu và

hoàn thành luận án.

Tôi xin cảm ơn các cán bộ trung tâm vật lý hạt nhân, Viện vật lý đã luôn tạo

điều kiện tốt để tôi có thể thực hiện việc nghiên cứu khoa học phục vụ cho luận án này.

Tôi xin chân thành cảm ơn Bộ Giáo dục và Thể thao Lào, Đại sứ quán nước

CHDCND Lào tại Việt Nam, Ban Giám hiệu trường Trường Đại học Quốc gia Lào

đã tạo mọi điều kiện thuận lợi giúp đỡ tôi trong suốt thời gian học tập nghiên cứu.

Cuối cùng tôi xin bảy tỏ lòng biết ơn gia đình, bạn bè, đồng nghiệp đã động

viên, giúp đỡ, trong suốt thời gian học tập, nghiên cứu và hoàn thành luận án này.

Hà Nội, ngày 16 tháng năm 2018

Tác giả luận án

Sonexay Xayheungsy

MỤC LỤC

Trang

Trang phụ bìa

Lời cam đoan

Lời cảm ơn

Mục lục

Danh mục các ký hiệu, các chữ viết tắt

Danh mục các bảng

Danh mục các hình ảnh

MỞ ĐẦU .................................................................................................................... 1

CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN VỀ CÁC ĐỒNG VỊ PHÓNG XẠ CÓ TRONG

VẬT LIỆU XÂY DỰNG ........................................................................................... 6

1.1. Nguồn gốc của các đồng vị phóng xạ có trong VLXD .................................... 6

1.1.1. Các chuỗi phóng xạ tự nhiên...................................................................... 6

1.1.2. Hiện tượng thất thoát radon ..................................................................... 11

1.1.3. Xáo trộn tự nhiên của các chuỗi phân rã ................................................. 12

1.2. Ảnh hưởng của phóng xạ có trong các VLXD đến sức khỏe của con người ..... 12

1.3. Hiện trạng nghiên cứu về phóng xạ trong VLXD trên thế giới ................... 16

1.4. Hiện trạng nghiên cứu phóng xạ trong các vật liệu xây dựng tại CHDCND Lào.. 19

CHƯƠNG 2. PHỔ KẾ GAMMA SỬ DỤNG CÁC DETECTOR BÁN DẪN

HPGe VÀ NHẤP NHÁY NaI(Tl) .......................................................................... 20

2.1.Cơ sở vật lý ghi nhận bức xạ gamma bằng các detector nhấp nháy và

bán dẫn .................................................................................................................... 20

2.1.1. Những đặc điểm chung về tương tác của bức xạ gamma với vật chất .... 20

2.1.2. Hiệu ứng quang điện ................................................................................ 23

2.1.3. Tán xạ Compton ....................................................................................... 25

2.1.4. Hiệu ứng tạo cặp electron-positron ......................................................... 27

2.1.5. Hấp thụ gamma trong vật chất ................................................................. 29

2.2. Cấu trúc và nguyên lý làm việc của phổ kế gamma dùng detector nhấp

nháy và bán dẫn ...................................................................................................... 32

2.3. Detector bán dẫn và cấu trúc của phổ gamma đo bằng detector bán dẫn ...... 34

2.3.1. Nguyên lý hoạt động của detector bán dẫn .............................................. 34

2.3.2. Cấu hình của detector HPGe ................................................................... 37

2.3.3. Phổ năng lượng của bức xạ gamma đo bằng detector bán dẫn HPGe ... 38

2.4. Detector nhấp nháy NaI(Tl) và cấu trúc của phổ gamma đo bằng detector

nhấp NaI (Tl) ........................................................................................................... 41

2.4.1. Cấu tạo của detector nhấp nháy NaI(Tl) ................................................. 41

2.4.2. Phổ năng lượng gamma đo bằng detector nhấp nháy NaI(Tl) ................ 43

CHƯƠNG 3. PHƯƠNG PHÁP THỰC NGHIỆM ............................................... 48

3.1. Các khu vực lấy mẫu ........................................................................................ 48

3.1.1. Thu thập các mẫu xi măng ....................................................................... 48

3.1.2. Thu thập các mẫu đất ............................................................................... 51

3.1.3. Thu thập các mẫu cát ............................................................................... 53

3.1.4. Thu thập các mẫu gạch ............................................................................ 57

3.2. Xử lý và chuẩn bị các mẫu để phân tích ........................................................ 57

3.3. Các mẫu chuẩn ................................................................................................. 59

3.4. Phương pháp xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự

nhiên dùng phổ kế gamma với detector nhấp nháy NaI(Tl) ............................... 60

3.5. Phương pháp xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự

nhiên dùng phổ kế gamma với detector bán dẫn siêu tinh khiết HPGe ............ 67

3.5.1. Phân tích số liệu khi dùng phương pháp tuyệt đối để xác định hoạt độ

phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên ........................................... 67

3.5.2. Xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên bằng

phương pháp tương đối ...................................................................................... 71

3.6. Đánh giá mức độ nguy hiểm của phóng xạ tự nhiên trong các mẫu VLXD ..... 72

3.6.1. Hoạt độ tương đương radium .................................................................. 72

3.6.2. Các chỉ số nguy hiểm do chiếu xạ ngoài và chiếu xạ trong .................... 73

3.6.3. Suất liều hấp thụ ở độ cao 1m .................................................................. 73

3.6.4. Liều hiệu dụng hàng năm ......................................................................... 73

CHƯƠNG 4. CÁC KẾT QUẢ THỰC NGHIỆM VÀ THẢO LUẬN ................ 74

4.1. Chuẩn năng lượng ............................................................................................ 74

4.2. Xây dựng đường cong hiệu suất ghi của detector HPGe .............................. 75

4.3. Xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong

các mẫu VLXD bằng phổ kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe .................. 78

4.4. Hoạt độ phóng xạ riêng trong VLXD ............................................................. 79

4.4.1. Kết quả phân tích hoạt độ phóng xạ riêng cho các mẫu xi măng đo bằng

phổ kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe .................................................... 80

4.4.2. Xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong

các mẫu xi măng bằng phổ kế gamma dùng detector nhấp nháy NaI(Tl) ............. 83

4.4.3. Kết quả phân tích hoạt độ phóng xạ riêng cho các mẫu đất đo bằng phổ

kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe ........................................................... 85

4.4.4. Kết quả phân tích hoạt độ phóng xạ riêng cho các mẫu cát đo bằng phổ

kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe ........................................................... 87

4.4.5. Kết quả phân tích hoạt độ phóng xạ riêng cho các mẫu gạch đo bằng phổ

kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe ........................................................... 88

4.5. Đánh giá các đại lượng liên quan đến liều lượng học bức xạ trong các

VLXD của CHDCND Lào ...................................................................................... 89

4.5.1. Mức độ nguy hiểm về phương diện phóng xạ của xi măng sản xuất tại

CHDCND Lào .................................................................................................... 89

4.5.2. Mức độ nguy hiểm về phương diện phóng xạ của đất dùng để sản xuất

VLXD tại CHDCND Lào .................................................................................... 91

4.5.3. Mức độ nguy hiểm về phương diện phóng xạ của cát xây dựng tại

CHDCND Lào .................................................................................................... 93

4.5.4. Mức độ nguy hiểm về phương diện phóng xạ của ghạch xây dựng tại

CHDCND Lào .................................................................................................... 94

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ ................................................................................ 99

DANH MỤC CÔNG TRÌNH CỦA TÁC GIẢ .................................................... 102

TÀI LIỆU THAM KHẢO .................................................................................... 103

PHỤ LỤC ............................................................................................................... 112

DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CÁC CHỮ VIẾT TẮT

Chữ viết tắt Tiếng Việt Tiếng Anh

ADC Bộ biến đổi tương tự số Analog-to- Digital converter

AEDE Tương đương liều hiệu dụng năm AnnualEffective Dose quivalent

Bq Phân rã/ giây Becquerel

CHDCND Lao Cộng hoà Dân chủ Nhân dân Lào

DNA Axit deoxyribonucleic Deoxyribonucleic acid

DR Xuất liều hấp thụ ở độ cao 1m Gamma Dose Rate

FWHM Độ rộng tại nửa chiều cao cực đại Full width at half Maximum

GPS Hệ thống định vị toàn cầu Global Position System

Hex Chỉ số nguy hiểm do chiếu ngoại External Hazard Index

Hin Chỉ số nguy hiểm do chiếu trong Internal Hazard Index

HPGe Germanium siêu tinh khiết High Pure Germanium

IAEA Cơ quan năng lượng nguyên tử

quốc tế

International Atomic energy Agency

Raeq Ra đi tương đương Radium Equivalent

UNSCEAR

Hội đồng tư vấn khoa học của

Liên Hiệp Quốc về ảnh hưởng

của bứcxạ nguyên tử

United Nations Scientific Committee

on the Effects of AtomicRadiation

VLXD Vật liệu xây dựng

DANH MỤC CÁC BẢNG

Bảng 1.1. Phóng xạ tự nhiên trong xi măng Portland ở một số nước. ...................... 16

Bảng 1.2. Phóng xạ tự nhiên trong một số loại VLXD khác bao gồm gạch, đất và

cát ở một số nước ..................................................................................... 17

Bảng 1.3. Hoạt độ phóng xạ của một số vật liệu ở Hà Nội ....................................... 18

Bảng 3.1. Thông tin về địa điểm lấy mẫu ở 4 nhà máy xi măng .............................. 49

Bảng 3.2. Vi trí lấy đất và cát Sông NamNgeum Tại Huyện Thoulakhom. ............. 52

Bảng 3.3. Vị trí lấy cát Sông Mê Kông Tại thủ đô Viêng Chăn ............................... 55

Bảng 3.4. Thông tin của các mẫu chuẩn IAEA được sử dụng để xác định hoạt độ phóng

xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong các mẫu phân tích. .......... 60

Bảng 3.5. Cửa sổ năng lượng trong phổ gamma dùng để phân tích các đồng vị

phóng xạ tự nhiên .................................................................................... 61

Bảng 3.6. Giá trị của các hệ số chuẩn xác định từ các phổ chuẩn của IAEA. .......... 64

Bảng 3.7. Ước lượng sai số của phương pháp đo tuyệt đối ..................................... 69

Bảng 4.1. Hiệu suất ghi tại một số định năng lượng xác định của nguồn IAEA-RGU-176

Bảng 4.2. Giá trị và sai số chuẩn của các hệ số A0, A1, A2, A3, A4, A5 .................... 78

Bảng 4.3. Tên của các công ty sản xuất xi măng tại CHDCND Lào, loại xi măng, ký

hiệu mẫu và số mẫu đã lấy tương ứng ..................................................... 80

Bảng 4.4. Hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của các mẫu xi măng đo bằng phổ kế

gamma dùng detector bán dẫn HPGe ....................................................... 81

Bảng 4.5. Hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong xi măng

của một số nước trên thế giới ................................................................... 82

Bảng 4.6. Hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong các mẫu

xi măng đo bằng phổ kế gamma dùng detector nhấp nháy NaI(Tl) và

phân tích tự động bằng phần mềm XIMANG.......................................... 85

Bảng 4.7. Hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của các mẫu đất ................................ 86

Báng 4.8. Hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của các mẫu cát tại Sông Mê Kông và

Nam Ngeum của Lào ............................................................................... 87

Bảng 4.9. Hoạt độ phóng xạ riêng của các mẫu gạch tại CHDCND Lào ................. 89

Bảng 4.10. Mức độ nguy hiểm trong mẫu xi măng sản xuất tại CHDCND Lào ...... 90

Bảng 4.11. Mức độ nguy hiểm trong mẫu đất tại Huyện Thoulakhom, Tỉnh Viêng

Chăn, CHDCND Lào ............................................................................... 92

Bảng 4.12. Các mức độ huy hiểm trong các mẫu cát tại Sông Mê Kông và Nam

Ngeum của Lào ........................................................................................ 94

Bảng 4.13. Mức độ huy hiểm trong mẫu gạch sản xuất tại CHDCND Lào ............. 95

Bảng 4.14. Hoạt độ phóng xạ riêng của một số VLXD tại CHDCND Lào .............. 95

Bảng 4.15. Giá trị trung bình của các đại lượng liên quan đến liều lượng học bức xạ

trong VLXD của CHDCND Lào ............................................................. 96

DANH MỤC CÁC HÌNH ẢNH

Hình 1.1. Chuỗi phân rã của đồng vị 238U. Những đồng vị được gạch dưới là các đồng vị

có thể đo được bằng phổ kế gamma. ..................................................................... 8

Hình 1.2: Chuỗi phân rã của 235U. Chỉ có gamma do đồng vị 235U phát ra là có thể đo được

bằng phổ kế gamma. ............................................................................................ 10

Hình 1.3: Chuỗi phân rã của 232Th. Các đồng vị có gạch dưới có thể đo bằng phổ kế gamma .. 11

Hình 2.1: Sơ đồ minh họa hiệu ứng quang điện. ................................................................. 23

Hình 2.2: Sơ đồ mô tả hiệu ứng tán xạ Compton trên electron tự do .................................. 25

Hình 2.3: Minh họa hiệu ứng tạo cặp electron-positron ...................................................... 27

Hình 2.4: Tiết diện tương tác của bức xạ gamma với nguyên tố chì (Pb) ........................... 30

Hình 2.5: Sơ đồ nguyên tắc của hệ phổ kế gamma ............................................................. 33

Hình 2.6. Hệ phổ kế gamma của Viện Vật lý ...................................................................... 34

Hình 2.7. Cấu trúc năng lượng của electron trong mạng nguyên tử của chất bán dẫn. Vùng

hóa trị được lấp đầy, trong khi vùng dẫn trống ................................................... 34

Hình 2.8. Cấu trúc vùng năng lượng trong các vật liệu ....................................................... 35

Hình 2.9. Vùng năng lượng của bán dẫn loại p và loại n .................................................... 36

Hình 2.10. Các cấu hình khác nhau của detector bán dẫn đồng trục hình trụ HPGe .......... 37

Hình 2.11: Ảnh chụp của detector bán dẫn HPGe ............................................................... 38

Hình 2.12. Minh họa các thành phần đóng góp vào hàm hưởng ứng của detector Ge khi đo

bức xạ gamma đơn năng có năng lượng.............................................................. 40

Hình 2.13. Phổ đo thực nghiệm bằng detector bán dẫn siêu tinh khiết HPGe của các đồng

vị phóng xạ 137Cs và 60Co .................................................................................... 40

Hình 2.14. Phổ đo bằng detector bán dẫn siêu tinh khiết HPGe của nguồn đồng vị 152Eu . 41

Hình 2.15. Cấu tạo nguyên lý của detector nhấp nháy (hình vẽ trên) và cấu tạo của ống

nhân quang điện .................................................................................................. 42

Hình 2.16. Các kiểu tương tác của gamma với vật chất detector và các thành phần phổ

tương ứng. ........................................................................................................... 44

Hình 2.17. Phổ gamma của nguồn 137Cs và 60Co đo được bằng detecor nhấp nháy NaI(Tl)

với kích thước 3”x3” ........................................................................................... 45

Hình 3.1. Vị trí trên bản đồ của các nhà máy xi măng tại CHDCND Lào mà chúng tôi đã

lấy mẫu để phân tích. ........................................................................................... 48

Hình 3.2. Bản đồ vị trí lấy mẫu đất cát và tại Huyện Thoulakhom thuộc tỉnh Viêng Chăn. ....... 51

Hình 3.3. Bản đồ các vị trí lấy mẫu cát bên bờ sông Mê Kông tại khu vực thủ đô Viêng

Chăn. ................................................................................................................... 53

Hình 3.4. Ảnh chụp các bãi cát Sông Mê Kông khu vực thủ đô Viêng Chăn. ................... 54

Hình 3.5. Bờ bãi cát Sông Nam Nguem khu vực Huyện Thoulakhom, Tỉnh Viêng chăn. . 54

Hình 3.6. Khung hình vuông có chiều dài mỗi cạnh 100 cm .............................................. 56

Hình 3.6. Sơ đồ quy trình xử lý mẫu ................................................................................... 57

Hình 3.7. Cối, chày và rây 0,2 mm để nghiền và sàng mẫu. ............................................... 58

Hình 3.8. Ảnh chụp các mẫu xi măng đã được chế tạo dùng để đo hoạt độ của các nguyên

tố phóng xạ tự nhiên. ........................................................................................... 58

Hình 3.9. Ảnh chụp các mẫu chuẩn phóng xạ tự nhiên của Cơ quan Năng lượng Nguyên tử

Quốc tế IAEA: RGU-1, RGTh-1 và RGK-1. ...................................................... 59

Hình 3.10. Ảnh chụp hệ phổ kế gamma dùng detector NaI(Tl) tại Trung tâm hạt nhân, Viện

vật lý. ................................................................................................................... 61

Hình 3.11. (a) Phổ phông đo trong thời gian 52700 giây. (b) Phổ chuẩn IAEA RGU-1 đo

trong thời gian 13942 giây. (c) Phổ chuẩn IAEA RGTh-1 đo trong thời gian

giây 18190 giây.(d) Phổ chuẩn IAEA RGK-1 đo trong thời gian 17215 giây. ... 61

Hình 3.12. Lưu đồ thuật toán xác định tự động hàm lượng của các đồng vị phóng xạ tự

nhiên trong các mẫu xi măng bằng phổ kế gamma dùng detector NaI(Tl). ........ 66

Hình 4.1. Phổ và chuẩn năng lượng của phổ kế gamma ...................................................... 75

Hình 4.2. Đường cong hiệu suất ghi của detector dùng mẫu IAEA-RGU-1. ...................... 78

Hình 4.3. Phổ của mẫu xi măng 1K1 đo bằng detector nhấp nháy NaI(Tl) được vẽ và tự động xác

định hoạt độ phóng xạ riêng bằng phần mềm XIMANG do chúng tôi tự viết .......... 84

Hình 4.4. Hoạt độ phóng xạ riêng trong VLXD tại CHDCND Lào .................................... 97

Hình 4.5. Hoạt độ phóng xạ riêng của Raeqcủa một số VLXD tại CHDCND Lào .............. 98

Hình 4.6. Liều chiếu trong hàng năm của một số VLXD tại CHDCND Lào. ..................... 98

Hình 4.7. Chỉ số nguy hại chiếu ngoài và trong của một số VLXD tại CHDCND Lào. .......... 98

1

MỞ ĐẦU

Trái đất của chúng ta chứa nhiều loại đồng vị phóng xạ, đa số chúng được

tạo ra ngay từ khi Trái đất mới được hình thành. Người ta thấy rằng trong tự nhiên

có thể có 92 nguyên tố. Các nguyên tố từ 93 trở đi là nhân tạo. Các đồng vị phóng

xạ có trong trái đất bao gồm: các đồng vị phóng xạ nguyên thủy được tạo ra cùng

với sự hình thành của trái đất và một số đồng vị phóng xạ khác được hình thành do

tương tác của các tia vũ trụ với vật chất trên trái đất. Ngoài ra còn có các đồng vị

phóng xạ nhân tạo do chính con người tạo ra. Các đồng vị phóng xạ được hình

thành do hai nguồn gốc đầu được gọi là các đồng vị phóng xạ tự nhiên. Các đồng vị

phóng xạ do con người tạo ra được gọi là các đồng vị phóng xạ nhân tạo. Các đồng

vị phóng xạ tự nhiên phổ biến nhất trong vỏ trái đất bao gồm các đồng vị 238U, 235U,

232Th và các sản phẩm trong các chuỗi phân rã của chúng. Ngoài ra, đồng vị 40K

cũng luôn tồn tại trong tự nhiên với hàm lượng khá cao.

Các đồng vị phóng xạ nhân tạo được hình thành bởi các hoạt động khác nhau

của con người trong đời sống hàng ngày. Có thể kể ra một số hoạt động đặc biệt của

con người sinh ra các đồng vị phóng xạ nhân tạo. Đó là các vụ thử vũ khí hạt nhân,

các quá trình xử lý nhiên liệu, hoạt động của các lò phản ứng hạt nhân, các sự cố hạt

nhân…Những hoạt động này có thể phát tán ra môi trường một lượng rất lớn các

đồng vị phóng xạ. Ngoài ra, còn có rất nhiều hoạt động thường ngày khác của đời

sống xã hội cũng sinh ra các đồng vị phóng xạ. Có thể kể tên một số hoạt động này

như: việc khai thác mỏ, các hoạt động công nghiệp, việc đốt cháy than trong các

nhà máy nhiệt điện…

Rất nhiều nghiên cứu đã khẳng định sự hiện diện của các đồng vị phóng xạ

tự nhiên và cả nhân tạo ở khắp mọi nơi trên trái đất trong các môi trường khác nhau

như đất, nước, không khí…Các đồng vị phóng xạ luôn phát ra các bức xạ khác nhau

như alpha, beta và gamma. Các bức xạ này tạo thành một nền phóng xạ trong môi

trường. Phụ thuộc vào nhiều yếu tố, độ lớn của nền phóng xạ môi trường này khác

nhau ở từng khu vực khác nhau. Các đồng vị phóng xạ có thể thâm nhập vào cơ thể

con người thông qua nhiều con đường, phổ biến hơn cả là qua việc hít thở và ăn

uống. Khi đó, các đồng vị này sẽ là nguồn chiếu trong gây nguy hiểm cho sức khỏe

của con người.

2

Trong đời sống hàng ngày, nhu cầu về các công trình xây dựng của con

người ngày càng tăng. Các công trình này vô cùng đa dạng cả về quy mô, kiến

trúc lẫn công năng nhưng phổ biến hơn cả là các tòa nhà do Chính phủ hoặc các

công ty lớn đầu tư xây dựng phục vụ cho sinh hoạt của một số lượng lớn cư dân.

Đối với người dân, ngôi nhà là nhu cầu bắt buộc cho sinh hoạt hàng ngày. Các

công trình xây dựng đều được làm từ các VLXD thông thường. Những VLXD

chính điển hình là: xi măng, cát, sỏi, gạch, đá…VLXD được chế tạo từ các vật

liệu thô khai thác trong tự nhiên như đất, đá, cát…Như đã nói ở trên, luôn tồn tại

các đồng vị phóng xạ, ít nhất là các đồng vị phóng xạ tự nhiên, trong các nguyên

liệu thô dùng để sản xuất ra các VLXD. Do vậy, chắc chắn trong các loại VLXD

được các công ty sản xuất VLXD cung cấp luôn luôn chứa một lượng nhất định

các đồng vị phóng xạ tự nhiên và nhân tạo với hàm lượng ít hay nhiều. Độ phóng

xạ riêng trong các VLXD này phụ thuộc vào độ phóng xạ riêng của các vật liệu

thô đã dùng để chế tạo. Hiển nhiên là độ phóng xạ riêng của các vật liệu thô sẽ

khác nhau ở những khu vực địa lý khác nhau.

Đối với người dân, đặc biệt là người dân của CHDCND Lào, ngôi nhà là nơi

sinh hoạt chính của các thành viên gia đình. Lượng thời gian trung bình mỗi cư dân

hiện diện trong ngôi nhà của mình, của người quen hoặc trong các tòa nhà công

cộng chiếm đến 80% thời gian của một ngày đêm (24 giờ). Ngoài các nguồn phóng

xạ đến từ không gian, từ mặt đất, bên trong mỗi ngôi nhà, luôn tồn tại phóng xạ gây

bởi các đồng vị phóng xạ có trong VLXD dùng để kết cấu lên ngôi nhà đó. Hơn

nữa, bản thân mỗi bức tường trong ngôi nhà lại là những vật tán xạ làm cho các bức

xạ (đặc biệt bức xạ gamma) bị tán xạ nhiều lần làm tăng khả năng giam giữ các tia

bức xạ trong các căn phòng và do đó làm tăng mức độ nguy hiểm với các cư dân

sinh hoạt trong các ngôi nhà. Nếu liều chiếu gây bởi các đồng vị phóng xạ vượt quá

ngưỡng an toàn đối với sức khỏe của con người thì cần phải có những biện pháp

khắc phục cần thiết. Việc khắc phục này không dễ nên phương án tối ưu nhất là

không sử dụng ngôi nhà đó nữa. Phương án này là lãng phí và rất khó khả thi đối

với người dân lao động vì ngôi nhà là niềm mơ ước và là tài sản có giá trị của họ.

Để tránh mắc phải sai lầm này, trước khi tiến hành xây dựng các công trình, cần

phải đo để xác định được hoạt độ phóng xạ có trong các vật liệu sẽ sử dụng để xây

dựng công trình.

3

Quy trình khảo sát phóng xạ tự nhiên trong vật chất nói chung được thực

hiện thông qua việc đo phóng xạ gamma do các đồng vị có trong các mẫu cần khảo

sát phát ra. Việc đo phóng xạ gamma của các đồng vị có trong VLXD ngay tại hiện

trường xây dựng đối với người dân là không khả thi. Đây là nhiệm vụ của những

người làm chuyên môn. Sẽ có một số khó khăn khi đo phóng xạ trong các VLXD:

Trước hết, bài toán đo hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị có trong

VLXD là bài toán đo hoạt độ thấp. Để triển khai được bài toán này, cần phải có hệ

phổ kế gamma đủ nhạy. Độ nhạy của phổ kế lại phụ thuộc vào rất nhiều yếu tố như:

hiệu suất ghi của detector, khả năng che chắn phông, độ ổn định của phổ kế theo

thời gian…Đồng thời, độ chính xác của các kết quả đo phụ thuộc rất nhiều vào

phương pháp đo để xác định hoạt độ phóng xạ riêng.

Vấn đề cần đặt ra là phóng xạ trong các loại VLXD đang được dùng để xây

dựng các công trình tại CHDCND Lào có thực sự nguy hiểm, ảnh hưởng đến sức

khỏe của con người hay không? Để trả lời được câu hỏi này, cần phải có những

nghiên cứu định lượng về hoạt độ phóng xạ có trong VLXD của CHDCND Lào.

Nếu hoạt độ phòng xạ nhỏ hơn một lượng nhất định thì có thể xem là chúng không

ảnh hưởng đến sức khỏe của con người. Vấn đề này đã nghiên cứu nhiều trên thể

giới nhưng tại CHDCND Lào. Tuy nhiên tại CHDCND Lào thì vấn đề này chưa

từng được giải quyết do nhiều lý do khác nhau. Gần đây, CHDCND Lào đã chính

thức tham gia và đã là thành viên của Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế IAEA.

Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế (IAEA) đã khuyến cáo với chính phủ Lào

cần có các nghiên cứu này. Khó khăn lớn nhất đối với CHDCND Lào hiện nay là

chưa có nhân lực trong lĩnh vực này. Chính vì vậy, Chính phủ CHDCND Lào đã đặt

vấn đề với Chính phủ Việt Nam giúp đỡ, trước mắt là đào tạo cho 01 nghiên cứu

sinh có thể độc lập giải quyết bài toán này. Đó là xuất phát điểm của việc Nghiên

cứu sinh được Chính Phủ CHDCND Lào cử đến Viện vật lý, Viện hàn lâm khoa

học và công nghệ Việt Nam làm nghiên cứu sinh. Xuất phát từ những lý do trên,

Nghiên cứu sinh đã chọn đề tài nghiên cứu cho luận án tiến sĩ của mình là “Phóng

xạ tự nhiên trong một số VLXD phổ biến tại CHDCND Lào”. Ý nghĩa của việc

chọn luận án này là:

- Lần đầu tiên, khảo sát hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự

nhiên có trong VLXD phổ biến đang được sử dụng tại CHDCND Lào.

4

- Đào tạo cán bộ đầu tiên của CHDCND Lào nắm vững được phương pháp

nghiên cứu để có thể triển khai bài toán này không chỉ đối với các VLXD mà còn

cho cả các loại đối tượng khác.

Đề tài nghiên cứu này được xây dựng theo hướng nghiên cứu thực nghiệm và

việc nghiên cứu được tiến hành trên các hệ phổ kế gamma hiện đại hiện đang có tại

Trung tâm Vật lý hạt nhân của Viện vật lý thuộc Viện hàn lâm khoa học và công

nghệ Việt Nam

Các mục tiêu chính của luận án

Các mục tiêu chính của luận án là:

- Nghiên cứu phương pháp sử dụng hệ phổ kế gamma dùng các loại detector

khác nhau bao gồm detector nhấp nháy NaI(Tl) và detector bán dẫn siêu tinh khiết loại

HPGe để xác định hoạt độ của các đồng vị phóng xạ tự nhiên có trong các VLXD.

- Sử dụng các phương pháp đã nghiên cứu để xác định hoạt độ phóng xạ riêng

của các đồng vị phóng xạ tự nhiên có trong một số VLXD điển hình thường được sử

dụng tại CHDCND Lào như: xi măng, đất, cát,… Các số liệu này cần cho việc đánh giá

liều bức xạ đối với các cư dân, cảnh báo và đưa ra các kiến nghị cần thiết với các cơ sở

sản xuất để họ có các điều chỉnh cần thiết nhằm đảm bảo tuyệt đối an toàn về phương

diện phóng xạ cho các VLXD mà họ đưa ra thị trường.

Những nội dung nghiên cứu chính của luận án

- Tìm hiểu tình hình nghiên cứu tài liệu về phân tích phóng xạ có trong các

VLXD dùng phổ kế gamma trên thế giới và Việt Nam.

- Tìm hiểu các kĩ thuật thực nghiệm dùng để phân tích phóng xạ trong các

mẫu có thể tích lớn sử dụng phổ kế gamma dùng detector bán dẫn và nhấp nháy.

Đồng thời nghiên cứu các đặc trưng của phổ kế gamma phông thấp dùng detector

bán dẫn và phổ kế gamma dùng detector nhấp nháy NaI(Tl).

- Nghiên cứu xây dựng các phương pháp phân tích số liệu thực nghiệm:

phân tích phổ gamma, các phương pháp toán học dùng để tách đỉnh chập, làm tăng

khả năng phân giải phổ và các phương pháp phân tích trên phổ kế gamma bán dẫn

phông thấp nhằm nâng cao độ nhạy và tăng độ chính xác của phép phân tích. Đồng

thời nghiên cứu và đánh giá các nguồn sai số khả dĩ gây ra do các hiệu ứng: tự hấp

thụ gamma trong mẫu, hình học đo, hình học mẫu, trùng phùng ngẫu nhiên, trùng

phùng tổng…

5

Ý nghĩa khoa học và ứng dụng thực tiễn:

- Kết quả chính của luận án là bộ số liệu thực nghiệm về hoạt độ phóng xạ

riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên có trong các VLXD khác nhau thường

được dùng để thiết kế các công trình xây dựng tại CHDCN Lào. Bộ số liệu này có

thể tham khảo cho việc đánh giá mức độ an toàn phóng xạ cho các cư dân sinh sống

và làm việc tại các công trình xây dựng sử dụng các nguyên vật liệu này.

- Bộ số liệu này cũng là cơ sở để đưa ra các khuyến cáo tới các nhà quản lý,

các nhà sản xuất và tới dân chúng về mức độ nguy hiểm phóng xạ của các VLXD

tại CHDCND Lào nếu có.

- Bộ số liệu cũng sẽ là số liệu tham khảo tốt giúp cho Bộ khoa học và công

nghệ Lào xây dựng tiêu chuẩn về phóng xạ trong các VLXD dân dụng tại

CHDCND Lào.

- Lần đầu tiên nghiên cứu này được triển khai tại CHDCND Lào. Thông qua

luận án, Nghiên cứu sinh sẽ làm chủ được các phương pháp phân tích hạt nhân dùng

phổ kế gamma.

- Các kỹ thuật thực nghiệm đã nghiên cứu và áp dụng trong luận án sẽ là cơ sở để

Nghiên cứu sinh áp dụng cho các hướng nghiên cứu khác có sử dụng kỹ thuật hạt nhân.

BỐ CỤC VÀ NỘI DUNG CỦA LUẬN ÁN

Bố cục và nội dung của luận án gồm phần mở đầu, 4 chương, phần kết luận

và cuối cùng là danh mục các tài liệu tham khảo.

Phần mở đầu trình bày lý do để lựa chọn đề tài của luận án.

Chương 1 có tiêu đề: Tổng quan về các đồng vị phóng xạ có trong VLXD.

Chương này tập trung trình bày các kiến thức tổng quan

Chương 2 được dùng để trình bày tóm tắt các kiến thức về phổ gamma sử dụng

các detector thông dụng.

Chương 3 tập trung trình bày các phương pháp thực nghiệm đã được sử

dụng trong luận án để định lượng hóa hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng

xạ tự nhiên có trong một số VLXD thường dung tại CHDCND Lào.

Chương 4 trình bày các kết quả thực nghiệm và thảo luận.

6

CHƯƠNG 1

TỔNG QUAN VỀ CÁC ĐỒNG VỊ PHÓNG XẠ

CÓ TRONG VẬT LIỆU XÂY DỰNG

1.1. Nguồn gốc của các đồng vị phóng xạ có trong VLXD

Trái đất của chúng ta chứa nhiều loại đồng vị phóng xạ, đa số chúng được

tạo ra ngay từ khi Trái đất mới được hình thành. Người ta thấy rằng trong tự nhiên

có thể có tới hơn 92 loại đồng vị phóng xạ. Các đồng vị phóng xạ có trong trái đất

được bao gồm: các đồng vị phóng xạ nguyên thủy được tạo ra cùng với sự hình

thành của trái đất và một số đồng vị phóng xạ khác được hình thành do tương tác

của các tia vũ trụ với vật chất trên trái đất. Ngoài ra còn có các đồng vị phóng xạ

nhân tạo do chính con người tạo ra. Các đồng vị phóng xạ được hình thành do hai

nguồn gốc đầu được gọi là các đồng vị phóng xạ tự nhiên. Các đồng vị phóng xạ do

con người tạo ra được gọi là các đồng vị phóng xạ nhân tạo. Người ta đã phát hiện

được các đồng vị phóng xạ tự nhiên và cả nhân tạo có mặt ở khắp mọi nơi trong các

môi trường khác nhau như đất, nước, không khí, … Các đồng vị phóng xạ nguyên

thủy phổ biến nhất là 238U, 232Th, 235U và các sản phẩm phân rã của chúng, 40K và

87Rb. Trong môi trường đất đá thường có mặt các đồng vị phóng xạ của ba chuỗi

phóng xạ bắt đầu từ các đồng vị 238U, 232Th và 235U [1].

Các đồng vị phóng xạ có trong tự nhiên sẽ ảnh hưởng lớn đến các sinh vật

sống trên trái đất, đặc biệt sẽ ảnh hưởng đến sức khỏe của con người. Đặc biệt các

VLXD chủ yếu được chế tạo từ đất đá lấy trong tự nhiên. Do vậy, khả năng có

phóng xạ trong các VLXD là không thể loại trừ. Trong trường hợp VLXD có lượng

phóng xạ lớn hơn ngưỡng cho phép sẽ là vấn đề rất nguy hiểm đối với con người.

Vì vậy, việc khảo sát phóng xạ tự nhiên có trong các VLXD là công việc cần thiết

trước khi sử dụng các vật liệu này cho các công trình xây dựng kiên cố [2].

1.1.1. Các chuỗi phóng xạ tự nhiên

Cả uranium lẫn thorium đều là các đồng vị phóng xạ. Chúng chủ yếu phân rã

alpha thành các đồng vị phóng xạ con cháu. Uranium tự nhiên gồm ba đồng vị sống

dài là 238U, 235U và 234U, trong đó đồng vị 238U chiếm nhiều hơn cả. Lượng 235U và

234U chiếm rất ít trong tự nhiên. Thorium tự nhiên chỉ có duy nhất một đồng vị

232Th. Các đồng vị phóng xạ này rã thành các đồng vị con và bản thân các đồng vị

con cũng là phóng xạ lại phân rã thành các đồng vị con cháu và cứ như vậy quá

7

trình phân rã tạo thành chuỗi cho đến đồng vị cuối cùng là đồng vị bền. Trong điều

kiện chuẩn, tỉ số 235U/238U là không đổi và tất cả các đồng vị trong chuỗi phân rã đạt

trạng thái cân bằng.

Để hiểu được phổ gamma của các đồng vị này, cần phải biết rõ sơ đồ rã của

chúng theo chuỗi cũng như tính chất của các đồng vị con cháu có mặt trong chuỗi.

Các hình vẽ 1.1, 1.2 và 1.3 đưa ra sơ đồ phân rã của các đồng vị phóng xạ mẹ 238U,

235U và 232Th. Các sơ đồ này không phải là hoàn toàn đầy đủ vì vẫn còn thiếu một

số nhánh phân rã khác. Tuy nhiên, do xác suất rã theo các nhánh này không đáng kể

(theo quan điểm của người dùng phổ kế gamma) nên chúng được bỏ qua [3].

a) Chuỗi phân rã của đồng vị 238U

Chuỗi phân rã của đồng vị 238U được đưa ra trong hình vẽ 1.1. Trong tự

nhiên 238U chiếm 99,25% của lượng uran tự nhiên. Đồng vị 238U là đồng vị phóng

xạ phân rã alpha thành đồng vị 234Th. Đồng vị này cũng là đồng vị phóng xạ và

phân rã thành 234mPa. Chuỗi phân rã này tiếp diễn cho đến đồng vị cuối cùng của

chuỗi là đồng vị bền 206Pb. Nếu nhìn vào chu kỳ bán rã của các đồng vị phóng xạ

trong chuỗi, ta thấy chu kỳ bán rã của tất cả các đồng vị này đều ngắn hơn nhiều

so với chu kỳ bán rã của đồng vị mẹ 238U. Điều này có nghĩa rằng hoạt độ của các

đồng vị con cháu của 238U trong khối uran tự nhiên nếu không bị xáo trộn sẽ cân

bằng vĩnh viễn với 238U. Khi đó hoạt độ của tất cả các đồng vị con cháu sẽ chính

bằng hoạt độ của 238U. Tổng số trong chuỗi phân rã có 14 đồng vị phóng xạ nên

hoạt độ tổng của mẫu sẽ lớn hơn hoạt độ của đồng vị 238U hoặc của bất kỳ đồng vị

phóng xạ nào trong chuỗi 14 lần [4],[5], [6].

(1) 238U 4,468×109 năm

↓ α

(2) 234Th 24,1 ngày

↓ β

(3) 234Pa 1.17 phút

↓ β

(4) 234U 2,455×105 năm

↓ α

(5) 230Th 7,538 ×104 năm

↓ α

8

(6) 226Ra 1600 năm

↓ α

(7) 222Rn 3,8232 ngày

↓ α

(8) 218Po 3,094 phút

↓ α

(9) 214Pb 26,8 phút

↓ β

(10) 2214Bi 19,9 phút

↓ β

(11) 214Po 162,3×10-6 giây

↓ α

(12) 210Pb 22,3 năm

↓ β

(13) 210Bi 5,013 ngày

↓ β

(14) 210Po 138,4 ngày

↓ α

206Pb

Hình 1.1. Chuỗi phân rã của đồng vị 238U. Những đồng vị được gạch dưới là các

đồng vị có thể đo được bằng phổ kế gamma.

Cũng có trường hợp đồng vị con có chu kỳ bán rã dài hơn so với đồng vị mẹ.

Chẳng hạn như trường hợp 234mPa/234U. Nếu chỉ quan tâm đến 234mPa thì hiện tượng

cân bằng phóng xạ sẽ không xảy ra. Tuy nhiên, cần nhớ rằng đối với những nguồn

có thời gian kể từ khi nó được chế tạo lớn hơn 10 lần chu kỳ bán rã của đồng vị mẹ

trước đó có thời gian sống dài nhất, trong ví dụ này là của 234mPa, thực chất cũng

gần như của đồng vị 238U. Trong thực tế, điều này có nghĩa rằng hoạt độ đo được

trong mẫu của bất kỳ đồng vị con cháu nào cũng xấp xỉ với hoạt độ của đồng vị mẹ

238U và của tất cả các đồng vị phóng xạ khác có trong chuỗi phân rã. Có thể đo hoạt

độ của vài đồng vị trong chuỗi để có đoán nhận chính xác hơn.

Trong số các đồng vị con trong chuỗi phân rã của 238U, không phải đồng vị

nào cũng có thể đo gamma một cách dễ dàng. Thực tế chỉ có 6 đồng vị trong hình

9

vẽ 1.1 đã được gạch chân là có thể đo được một cách tương đối thuận tiện. Do vậy,

có thể đo hoạt độ của các đồng vị này và từ đó suy ra hoạt độ của các đồng vị trước

đó trong chuỗi phân rã. Chú ý cần phải kiểm tra về điều kiện cân bằng vì phương

pháp này chỉ đúng cho mẫu cân bằng. Điều kiện cân bằng có thể kiểm tra được

bằng cách đo hoạt độ của một số đồng vị trong chuỗi, chẳng hạn như 234Th, 234mPa,

226Ra và 214Pb, 214Bi và 210Pb.

Cần nhấn mạnh điều kiện để đạt được cân bằng là mẫu phải không bị xáo

trộn. Trong trường hợp ngược lại, có thể các đồng vị con sẽ bị thất thoát và do đó sẽ

phá vỡ cân bằng.

b) Chuỗi phân rã phóng xạ của đồng vị 235U

Trong tự nhiên, đồng vị phóng xạ 235U chỉ chiếm 0,72% trong tổng số uran.

Tuy tỉ lệ của đồng vị này có trong tự nhiên không nhiều, nhưng do nó có chu kỳ bán

rã ngắn nên nếu xét về phương diện bức xạ gamma, nó cũng đóng vai trò quan trọng

không kém so với tầm đồng vị 238U. Chuỗi phân rã phóng xạ của đồng vị 235U được

trình bày trong hình vẽ 1.2. Chuỗi phân rã này có 12 đồng vị bao gồm 11 tầng phân

rã và có 7 loại hạt alpha có năng lượng khác nhau được phát ra (nếu bỏ qua một vài

nhánh phân rã có xác suất rất nhỏ) [6].

(1) 235U 1,7×108 năm

↓ α

(2) 231Th 25,52 giờ

↓ β

(3) 231Pa 3,276 ×104 năm

↓ α

(4) 227Ac 21,772 năm

↓ β

(5) 227Th 18,718 ngày

+ α (1,38 %) 223Fr 22 phút

↓ α ↓ β

(6) 223Ra 11,43 ngày

↓ α

(7) 219Rn 3,96 giây

↓ α

10

(8) 215Po 1,781×10-3 giây

↓ α

(9) 211Pb 36,1 phút

↓ β

(10) 211Bi 2,14 phút

↓ α

(11) 207Tl 4,77 phút

+ β (0,273%) 211Po 516 ×10-3 giây

↓ β ↓ α

207Pb

Hình 1.2: Chuỗi phân rã của 235U. Chỉ có gamma do đồng vị 235U phát ra là có thể

đo được bằng phổ kế gamma.

Trong số các đồng vị này, chỉ có đỉnh gamma của đồng vị 235U là có thể

dễ dàng đo được. Việc đo gamma của một số đồng vị khác như 227Th, 223Ra và

219Rn khó khăn hơn nhiều. Mặc dầu sai số khi đo gamma của các đồng vị con có

thể tương đối cao nhưng việc đo hoạt độ của chúng cũng vẫn cho phép có những

đoán nhận về hoạt độ của 235U hoặc kiểm tra về cân bằng phóng xạ của mẫu.

Đáng tiếc đỉnh gamma của đồng vị 235U với năng lượng 185,72 keV lại gần trùng

với đỉnh gamma của đồng vị 226Ra với năng lượng 186,2 keV. Hoạt độ tổng cộng của

mẫu ở trạng thái cân bằng sẽ lớn hơn 11 lần hoạt độ của 235U [3, 4].

c) Chuỗi phân rã phóng xạ của đồng vị 232Th

Đồng vị 232Th chiếm 100% trong tự nhiên. Chuỗi phân rã của đồng vị phóng

xạ này được trình bày trong hình vẽ 1.3. Chuỗi phân rã này bao gồm 10 tầng và

phát ra 6 loại hạt alpha. Có thể dùng phổ kế gamma để đo các đỉnh của 228Ac, 212Pb,

212Bi và 208Tl một cách dễ dàng. Phân rã của đồng vị 212Bi bị phân nhánh. Nó chỉ rã

alpha về đồng vị 208Tl với xác suất 35,94%. Nhánh phân rã beta tạo ra đồng vị 212Po

và không thể đo được bằng phổ kế gamma. Nếu đo 208Tl để tính hoạt độ của thori

thì cần lấy hoạt độ của 208Tl chia cho giá trị của tỉ số rẽ nhánh là 0,3594 [4, 7].

11

(1) 232Th 1,405 ×109 năm

↓ α

(2) 228Ra 5,75 giờ

↓ β

(3) 228Ac 6,15 giờ

↓ β

(4) 228Th 1,9127 năm

↓ α

(5) 224Ra 3,627 ngày

↓ α

(6) 220Rn 55,8 giây

↓ α

(7) 216Po 150 ×10-3 giây

↓ α

(8) 212Pb 10,64 giờ

↓ β

(9) 212Bi 60,54 phút

↓ β (64,06%) ↓ α (35,94%)

(10) 212Po 0,3 ×10-6 giây 208Tl 3,06 phút

↓ α ↓ β

206Pb

Hình 1.3: Chuỗi phân rã của 232Th. Các đồng vị có gạch dưới có thể đo

bằng phổ kế gamma

1.1.2. Hiện tượng thất thoát radon

Nếu không có các quá trình làm xáo trộn môi trường thì các chuỗi phóng xạ

này trong môi trường đất thường ở trạng thái cân bằng về mặt phóng xạ. Điều này

có nghĩa hoạt độ phóng xạ của các đồng vị phóng xạ có trong mỗi chuỗi là bằng

nhau và bằng với hoạt độ của đồng vị bắt đầu mỗi chuỗi. Phân bố của các đồng vị

phóng xạ trên trái đất không đều. Phân bố này phụ thuộc vào vị trí địa lý, kiến tạo

địa chất, loại cây cỏ, tình trạng sinh sống của con người, vv...

12

Tất cả các chuỗi phân rã trên đều tạo thành các đồng vị của radon. Radon chỉ

có dưới dạng khí thường bị bẫy lại trong mẫu rắn nhưng nếu nó có thể thoát ra

ngoài, chẳng hạn như trong quá trình nghiền mẫu thì cân bằng giữa radon và các

đồng vị trước nó trong chuỗi phân rã (đa số chúng có chu kỳ bán rã nhỏ hơn nên

phân rã rất nhanh) sẽ không còn nữa.

Về nguyên tắc, điều này sẽ ảnh hưởng đến hoạt độ tổng cộng cũng như tốc

độ đếm của mẫu. Tuy nhiên, do chu kỳ bán rã của 219Rn trong dãy phân rã của 235U

và chu kỳ bán rã của 220Rn trong chuỗi phân rã của thori là rất nhỏ nên ngay cả khi

khí radon bị thoát ra khỏi mẫu thì hiện tượng cân bằng vẫn có thể được tái thiết lập

chỉ sau một số phút. Tuy nhiên, điều này là không đúng với chuỗi phân rã của đồng

vị phóng xạ 238U.

Đồng vị thứ bảy trong chuỗi phân rã của 238U là 222Rn có chu kỳ bán rã là

3,825 ngày. Nếu đồng vị 222Rn bị thất thoát khỏi mẫu thì cần phải có một khoảng

thời gian đủ dài để các đồng vị con đứng trước 210Pb phân rã trước khi hoạt độ của

đồng vị 222Rn tăng trở lại. Trong nhiều trường hợp, người ta thường xác định hàm

lượng của 238U thông qua hoạt độ của các đồng vị con sau radon. Để làm như vậy,

cần nhốt mẫu trong hộp kín và đợi một khoảng thời gian cỡ 10 lần chu kỳ bán rã

của đồng vị 222Rn (khoảng một tháng) để thiết lập lại quá trình cân bằng [3].

1.1.3. Xáo trộn tự nhiên của các chuỗi phân rã

Nhìn chung khi khảo sát phóng xạ có nguồn gốc tự nhiên thì thường xảy ra

cân bằng trong các chuỗi phân rã. Tuy nhiên vẫn có một số trường hợp mất cân

bằng phóng xạ. Khi nước ngầm chảy qua các vùng đá có thể hoà lẫn một số đồng vị

và làm trôi các đồng vị này đến một vị trí khác. Đối với đa số các đồng vị thì điều

này không quan trọng. Những đồng vị này nằm trong nước sẽ phân rã nhanh và do

đó trong khối đá hiện tượng cân bằng vẫn dễ dàng được thiết lập lại, ngoại trừ

trường hợp của đồng vị 210Pb vì chu kỳ bán rã của đồng vị này là 22,3 năm. Điều

này có nghĩa rằng khi bị trôi đi khỏi khối đá ban đầu, đồng vị này không phân rã

gây ra sự thiếu hụt trong khối đá ban đầu. Bởi vì lý do này mà không nên xác định

hoạt độ của 238U thông qua việc chỉ đo hoạt độ của đồng vị 210Pb.

1.2. Ảnh hưởng của phóng xạ có trong các VLXD đến sức khỏe của con người

VLXD là thành phần chính của các công trình xây dựng trong đó có nhà ở

của người dân và các công trình xây dựng phục vụ cho sinh hoạt cộng đồng. Có thể

13

lên đến 80% tổng thời gian sinh hoạt của người dân là trong các ngôi nhà. Vì vậy,

phóng xạ có trong VLXD sẽ là nguồn chiếu xạ đáng kể lên mỗi người dân. Mức độ

nguy hiểm của việc chiếu xạ do VLXD phụ thuộc vào hàm lượng của các đồng vị

phóng xạ có trong VLXD đã được dùng để kết cấu lên ngôi nhà. Nếu hàm lượng

của các đồng vị phóng xạ có trong VLXD vượt ngưỡng an toàn cho phép, sức khỏe

của cư dân sẽ bị đe dọa. Đã có rất nhiều công trình nghiên cứu về tác động của

phóng xạ đến sức khỏe con người. Dưới đây chúng tôi sẽ tóm tắt lại các hiệu ứng

chính nhất do phóng xạ gây ra đến sức khỏe của con người [2].

Lĩnh vực nghiên cứu các hiệu ứng sinh học do phóng xạ là một hướng

nghiên cứu lớn đã và đang được các tập thể khoa học quốc tế nghiên cứu rất mạnh.

Cho đến nay, các nhà khoa học đã có được sự hiểu biết một cách hệ thống về các

hiệu ứng bức xạ lên các cơ quan trong cơ thể người, thiết lập được các mức giới hạn

vè liều chiếu và hàm lượng của các đồng vị phóng xạ, xác định được các triệu

chứng bệnh phóng xạ và các phác đồ điều trị [8].

Chiếu xạ lên cơ thể người bao gồm hai loại: chiếu xạ ngoài và chiếu xạ

trong. Chiếu xạ ngoài gây ra do các bức xạ mà các đồng vị phóng xạ nằm ngoài

cơ thể người phát ra. Các bức xạ này sẽ đi vào cơ thể con người, tương tác với

vật chất có trong cơ thể người. Chiếu xạ trong gây ra khi các đồng vị phóng xạ

thâm nhập được vào trong cơ thể con người thông qua việc hít thở hay ăn uống

của con người. Các đồng vị này sẽ liên tục phát ra các loại bức xạ từ bên trong

cơ thể con người. Mức độ nguy hiểm của chiếu xạ trong là rất lớn.

Khi cơ thể con người bị chiếu xạ sẽ xuất hiện các tổn thương. Có thể phân

loại các tổn thương này ở các mức độ như sau: tổn thương ở mức phân tử, tổn

thương ở mức tế bào và tổn thương ở mức cơ thể.

Về mặt cấu trúc, cơ thể con người dựa trên bộ khung xương được phủ bằng

lớp da bao mặt ngoài cơ thể có nhiệm vụ bảo vệ các cơ quan bên trong, trao đổi

nhiệt và cân bằng thể dịch. Da gồm hai lớp, lớp ngoài là biểu bì và lớp trong là chân

bì còn giữa hai lớp là màng nền.

Các cơ quan chính bên trong cơ thể người là: hô hấp, tiêu hóa, tuần hoàn, tiết

niệu… Hệ thống tuần hoàn gồm có tim, các động mạch, mao mạch và tĩnh mạch.

Hệ thống hô hấp gồm mũi, khí quản và phổi. Hệ thống tiêu hóa gồm miệng, thực

quản, dạ dày, ruột non, ruột già. Ngoài ra còn có một số bộ phận phụ trợ như các

14

tuyến nước bọt ở miệng, tuyến tụy ở gần dạ dày, gan và tuyến mật. Hệ thống tiết

niệu gồm các bộ phận như thận, niệu quản, bàng quang và ống nước tiểu.

Khi đi vào cơ thể con người, các bức xạ sẽ gây ra hai hiệu ứng chính: hiệu

ứng kích thích và hiệu ứng ion hóa các nguyên tử.

Hiệu ứng kích thích gây ra do nguyên tử hoặc phân tử hấp thụ năng lượng

của bức xạ sẽ chuyển lên trạng thái kích thích, sau đó giải phóng năng lượng kích

thích này dưới dạng những photon, bức xạ nhiệt hoặc phản ứng hóa học để trở về

trạng thái ban đầu. Hiệu ứng ion hóa gây ra do bức xạ làm bật các electron ở các lớp

vỏ nguyên tử ra ngoài tạo thành cặp ion: ion âm và ion dương. Khi các ion này lan

truyền trong cơ thể sẽ gây các hiệu ứng ion hóa tiếp theo dọc theo quỹ đạo lan

truyền của chúng trong cơ thể.

Quá trình kích thích hoặc ion hóa nguyên tử hoặc phân tử sẽ làm thay đổi

tính chất hóa học hoặc chức năng sinh học của chúng và sẽ dẫn đến các tổn thương

của các cơ quan trong cơ thể con người.

Có thể phân tác dụng của bức xạ lên các phân tử thành hai loại: trực tiếp và

gián tiếp. Tác dụng trực tiếp là khi bức xạ tương tác trực tiếp với các thành phần

hữu cơ trong cơ thể như protein, carbohydrate, nucleic acid hoặc lipid (chiếm

khoảng từ 20 đến 40% khối lượng cơ thể người). Tác dụng trực tiếp được giải

thích bằng cơ chế bia trong đó bức xạ tới sẽ bắn phá vào các phân tử quan trọng

nhất của tế bào được gọi là bia. Người ta xem rằng phân tử bia quan trong nhất

trong cơ thể con người là DNA (Deoxyribonucleic Acid) là nhân tố chính trong

quá trình phân chia tế bào và lưu giữ các thông tin di truyền. DNA có cấu trúc là

một cặp dây xoắn kép và trong mỗi dây có một chuỗi xác định các nucleotide.

Nếu tổn thương chỉ xảy ra trên một dây của DNA thì tế bào có thể sủa chữa và

phục hồi. Nếu cả hai dây đều bị tổn thương do bức xạ thì khả năng phục hồi là rất

thấp và có thể làm chết tế bào [9].

Tác dụng gián tiếp xảy ra khi bức xạ ion hóa các phân tử nước (chiếm từ 60

đến 80% khối lượng cơ thể) để tạo ra ion nước dương (H2O+) và một electron e-.

Electron này sẽ kết hợp với một phân tử nước trung hòa gần đó để tạo nên phân tử

nước mang điện tích âm (H2O-). Khi đó sẽ xuất hiện 2 phân tử nước, một tích điện

âm và một tích điện dương. Hai phân tử này nhanh chóng phân ly thành các ion và

các gốc tự do (H2O+→H++OH và H2O-→H+OH-). H+ và OH- không nguy hiểm

15

nhưng H và OH là các gốc tự do nên chúng sẽ kết hợp với các gốc tương tự hoặc

phản ứng với các phân tử khác trong dung dịch. Gốc tự do thừa một electron

ghép cặp về spin trên quỹ đạo nên có hoạt tính cao và sẽ chuyern tính độc hại

này sang các phân tử khác. Chúng có thể nhận hoặc trao electron với các phân tử

nước khác làm tổn thương các DNA và các thành phần hữu cơ trong tế bào. Hơn

nữa các gốc tự do còn tự kết hợp với nhau để tạo thành hydrogen peroxide H2O2

(OH+OH→H2O2). Đây là chất có tính oxy hóa rất mạnh, thậm chí khả năng làm

tổn thương các phân tử hữu cơ của nó còn mạnh hơn cả tác dụng trực tiếp của

bức xạ [10].

Người ta đã phân loại các hiệu ứng gây ra bởi bức xạ với cơ thể con người ở

các mức: mức tế bào và mức cơ thể. Các tế bào với cùng một chức năng tập hợp với

nhau tạo thành các mô. Các mô khác nhau tập hợp thành các cơ quan trong cơ thể

người. Tế bào có 3 thành phần chính là: màng tế bào, nhân tế bào và tế bào chất

trong đó nhân tế bào đóng vai trò quan trọng nhất. Nhân tế bào trong cơ thể người

chứa 46 nhiễm sắc thể gồm các phân tử DNA và các protein. Các tế bào có khả

năng phân chia và hình thành các tế bào mới. Dưới tác dụng của bức xạ, các tế bào

có thể sẽ bị tổn thương thể hiện bằng ba hiệu ứng chính:

- Tế bào bị chết;

- Làm thay đổi chất liệu di truyền của tế bào và sự thay đổi này được truyền

sang tế bào mới;

- Sự thay đổi có thể xảy ra trong tế bào và có thể dẫn đến phân chia dị thường.

Độ nhạy cảm bức xạ của các tế bào của các mô khác nhau là khác nhau. Các

tế bào của mô tạo máu trong tủy xương, mô sinh dục có độ nhạy cảm bức xạ

cao nhất. Tiếp theo là tế bào của các mô niêm mạc, da, thủy tinh thể của mắt.

Các tế bào của các mô liên kết như sụn xương, mạch máu có độ nhạy cảm trung

bình… Vì vậy bức xạ với cùng một liều có thể gây tổn thương với các mức độ

khác nhau ở các mô khác nhau. Chính vì vậy mức liều giới hạn với các mô

khác nhau cũng là khác nhau.

Sự tổn thương của các tế bào sẽ dẫn đến sự tổn thương của các mô và tiếp

theo là các cơ quan trong cơ thể con người dẫn đến các hiệu ứng bức xạ ở mức cơ

thể. Khi đó sẽ xuất hiện các bệnh như đục thủy tinh thể, giảm số bạch cầu, bệnh sốt

ban đỏ… Do chức năng của các cơ quan bị thay đổi hoặc suy giảm nên trên cơ thể

16

người bị chiếu xạ sẽ xuất hiện các triệu chứng như: nôn mửa, chảy máu, co giật và

thậm chí xuất hiện bệnh ung thư [11].

1.3. Hiện trạng nghiên cứu về phóng xạ trong VLXD trên thế giới

Do mức độ nguy hiểm của phóng xạ có trong VLXD đến sức khỏe của người

dân nên việc đánh giá hoạt độ phóng xạ có trong VLXD trước khi sử dụng chúng

như là nguyên liệu để xây cất các công trình xây dựng là rất cần thiết. Việc kiểm tra

này sẽ giúp để loại bỏ các vật liệu có phóng xạ cao và do đó tăng tính an toàn về

phương diện phóng xạ cho các công trình xây dựng. Ở hầu hết các nước trên thế giới,

việc kiểm tra, đánh giá mức độ phóng xạ có trong các VLXD là công việc bắt buộc.

Các tiêu chuẩn an toàn về hàm lượng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong VLXD

đã được thiết lập và được công bố rộng rãi. Rất nhiều công trình liên quan đến việc

khảo sát phóng xạ có trong VLXD và đánh giá mức độ nguy hiểm của phóng xạ có

trong VLXD đến sức khỏe của người dân đã được công bố trong rất nhiều bài báo đăng

tải ở nhiều tạp chí chuyên ngành khác nhau. Để minh họa, chúng tôi liệt kê một số

công trình gần đây nghiên cứu về phóng xạ tự nhiên trong các loại VLXD khác nhau

đã tiến hành bởi các nhà khoa học ở một số nước trên thế giới. Số liệu về phóng xạ

trong xi măng Portland ở một số nước được liệt kê trong bảng 1.1.

Bảng 1.1. Phóng xạ tự nhiên trong xi măng Portland ở một số nước.

Quốc gia Hoạt độ phóng xạ riêng (Bq.kg-1)

226Ra 232Th 40K

Hy Lạp [12] 92 31 310

Áo [13] 26,7 14,2 210

Bangladesh [14] 60,5 64,7 952,2

Trung Quốc [15] 56,50 36,50 173,2

Ai Cập [16] 134 88 416

Pakistan [17] 31,3 26,8 51,3

Thổ Nhĩ Kỳ [18] 40,5 26,1 267,1

Ghana [19] 61,63 25,96 451,30

Ấn Độ [20] 37,0 24,1 432,2

Malaysia [21] 34,7 32,9 190,6

Brazil [22] 61,7 58,5 564,0

Phóng xạ tự nhiên trong một số loại VLXD khác ở một số nước được liệt kê

trong bảng 1.2.

17

Bảng 1.2. Phóng xạ tự nhiên trong một số loại VLXD khác bao gồm gạch, đất và

cát ở một số nước

TT Quốc gia Lọai mẫu

Hoạt độ phóng xạ riêng

(Bq kg-1)

Raeq

(Bq kg-1)

226Ra 232Th 40K

1

Úc [24]

Gạch 41 89 681 220,707

Đất 62,9 162,8 403,3 326,758

Cát 3,7 40 44,4 64,3188

2

Trung Quốc

[15], [25], [26]

Gạch 124,7 28,9 390,2 196,07

Đất 44,6 86,7 352,8  195,75

Cát 40,7 21,5 302,6 96,4

3

Ai Cập

[27], [28], [29]

Gạch 24 24,1 258 78,329

Đất 13 6 433 54,921

Cát 9,2 3.3 47,3 17,5611

4

Brazil

[30], [31]

Gạch 16,2 70 76 122,15

Đất 30 67 112 134,43

Cát 35,3 74 315 165,38

5

Pakistan [17]

Gạch 43.2 53,7 631,2 168,59

Đất 42.4 56,2 565,3 166,29

Cát 21,5 31,9 519,6 107,13

6 Ấn Độ [32]

Gạch 63,74 38,6 313,71 143,09

Đất 116,1 43,51 300,07 201,44

Cát 90,27 101,67 280,71 257,27

7 Thế giới [33]

Gạch 35 30 400

Đất 35 30 400

Cát 35 30 400

18

Tại Việt Nam các nhà khoa học cũng rất quan tâm đến việc khảo sát

phóng xạ tự nhiên trong một số loại VLXD. Năm 1999, Viện Khoa học Kỹ thuật

hạt nhân đã tiến hành khảo sát hoạt động phóng xạ của một số loại VLXD ở địa

bàn Hà Nội cho thấy, hàm lượng phóng xạ có trong VLXD ở Hà Nội là ở mức

trung bình so với hàm lượng phóng xạ trong VLXD của các nước trên thế giới.

Bảng 1.3 liệt kê các kết quả khảo sát phóng xạ tự nhiên trong một số loại VLXD

tại khu vực Hà Nội [34].

Bảng 1.3. Hoạt độ phóng xạ của một số vật liệu ở Hà Nội

TT Loại mẫu Hoạt độ phóng xạ

232Th 226Ra 40K

1 Cát đen 36,2 ± 1.0 24,4 ± 1,4 515 ± 23

2 Cát khuyến lương 46 ± 3.6 53,5 ± 3,7 483 ± 15

3 Cát vàng 32,3 ± 0.6 25,5 ± 0,9 651 ± 21

4 Cát vàng bãi Bùng Hà Bắc 20 ± 2,4 12,4 ± 2,5 357 ± 2

5 Xi măng Hải Phòng 32,3 ± 2.8 28,6 ± 2,5 73 ± 9

6 Xi măng Hoàng Thạch 27,8 ± 2.8 65,9 ± 3,7 196 ± 2

7 Xi măng X77 32,2 ± 2.8 69,6 ± 3,7 205 ± 2

8 Sỏi 23 ± 4 23,5 ± 5 389 ± 8

9 Đá 19 ± 4 25,5 ± 5 46 ± 21

10 Gạch xây 85 ± 4 84,0 ± 15 665 ± 0

11 Gạch lát 34 ± 4 39 ± 8 385 ± 5

12 Vữa trát tường 37 ± 4 44 ± 4 525 ± 5

13 Bột đá 6,8 ± 2,4 12,4 ± 2,5 < 10

14 Tro xỉ hồ chứa 100 ±5 122 ± 9 626 ± 3

15 Tro bay 126± 1 164 ± 13 788 ± 7

19

1.4. Hiện trạng nghiên cứu phóng xạ trong các vật liệu xây dựng tại CHDCND Lào

CHDCND Lào là nước đang phát triển, trong những năm gần đây kinh tế

Lào không ngừng tăng trưởng và phát triển ổn định, với GDP tăng bình quân 7,6%;

thu nhập bình quân đầu người đạt gần 1.700 USD giai đoạn 2013-2014. Những

thành tựu đó tạo thuận lợi để Chính phủ Lào thực hiện thành công Kế hoạch phát

triển kinh tế - xã hội năm năm lần thứ 7 trong năm nay, cũng như các Mục tiêu phát

triển Thiên niên kỷ. Cùng với phát triển về kinh tế, nhu cầu xây dựng ngày càng

tăng với nhiều công ty sản xuất VLXD ra đời. Tuy nhiên, do trình độ khoa học của

CHDCND Lào còn đang ở mức rất khiêm tốn nên việc kiểm tra phóng xạ tự nhiên

trong các loại VLXD cho đến nay chưa được triển khai. Nguyên nhân chính là do

chưa có nhân lực đảm nhận được nhiệm vụ này.

20

CHƯƠNG 2

PHỔ KẾ GAMMA SỬ DỤNG CÁC DETECTOR BÁN DẪN HPGe

VÀ NHẤP NHÁY NaI(Tl)

2.1.Cơ sở vật lý ghi nhận bức xạ gamma bằng các detector nhấp nháy và bán dẫn

Để xác định hoạt độ của các đồng vị phóng xạ tự nhiên có trong các mẫu

VLXD, chúng tôi sử dụng các phổ kế gamma dùng cả hai loại detector là nhấp nháy

và bán dẫn. Cơ sở vật lý của việc ghi nhận gamma bằng các detector là tương tác

của gamma với các vật liệu dùng để chế tạo detector. Bức xạ gamma không có khả

năng ion hóa trực tiếp nguyên tử của chất hấp thụ khi nó đi qua. Khi đi qua môi

trường vật chất bức xạ gamma sẽ mất năng lượng thông qua quá trình bao gồm hai

giai đoạn:

- Năng lượng của photon được chuyển hóa thành năng lượng của các hạt tích

điện nhẹ như electron và positron.

- Các hạt tích điện sẽ truyền lại năng lượng cho chất hấp thụ.

Bức xạ gamma tương tác với vật chất mà nó đi qua theo nhiều cơ chế khác

nhau. Phụ thuộc vào năng lượng và nguyên tử số của chất hấp thụ mà bức xạ

gamma đến sẽ tương tác với toàn bộ nguyên tử của chất hấp thụ hay với hạt nhân

của nguyên tử chất hấp thụ, hoặc chỉ tương tác với các electron quỹ đạo của chất

hấp thụ. Xác suất của những loại tương tác này phụ thuộc vào năng lượng của bức

xạ gamma, vào mật độ và cả nguyên tử số của môi trường hấp thụ. Số đo của các

xác suất này chính là tiết diện tương tác [35].

2.1.1. Những đặc điểm chung về tương tác của bức xạ gamma với vật chất

Động năng của những hạt có năng lượng nghỉ bằng không như gamma hoặc

neutrino sẽ được tính bằng công thức sau [36]:

.E h = (2.1)

Trong đó h=6,626×10-34 J.s là hằng số Plank,

c

= là tần số của gamma [Hz],

c = 3×108 m/s là vận tốc của ánh sáng,

λ là bước sóng của bức xạ điện từ [m].

Xung lượng của gamma là đại lượng vectơ và được tính bằng công thức:

21

Ehp i i

c c

= =

(2.2)

Khi gamma tương tác với vật chất thì các hạt tích điện như positron và

electron sẽ được tạo ra. Nếu chúng ta định nghĩa vận tốc của hạt tương đối so với

vận tốc của ánh sáng là c

= , còn m0 tương ứng là khối lượng nghỉ của hạt thì

trong trường hợp tương đối tính, các đại lượng tương ứng sẽ là:

( )0

1/221

mm

=

− (2.3)

( ) ( )0 0

1/2 1/22 2

.1 1

m v m cp m v

= = =

− − (2.4)

( )

( )

2 2 2

0 01/22

22 0

1/22

11

1

1

T m c mc m c

m cE mc

= − = − −

= =−

(2.5)

Biến đổi lại công thức (2.3) ta sẽ có mối tương quan giữa năng lượng toàn

phần E và xung lượng p:

22 0

21

mm

=

− (2.6)

2 2 2 2

0m m m− =

2 2 2 2 2 2

0m c v m m c− =

2 2 2 2 2

0m c p m c− =

Nếu chia cả hai vế của các phương trình này cho đại lượng 2 2

0m c ta sẽ nhận

được các công thức sau đây:

2 2 2 2

2

0 0 0 0

.1 1 1

.

p mc mc c E

m c m c m c c m c

= − = − = −

Viết lại phương trình này, ta sẽ có công thức:

( )2

2 2 2 2

0E m c p c= + (2.7)

22

Khi đi qua môi trường vật chất, bức xạ gamma có thể sẽ tương tác với các

nguyên tử của chất hấp thụ theo các cơ chế khác nhau. Những kiểu tương tác này

có thể xảy ra với hạt nhân của nguyên tử hoặc với các electron quỹ đạo của

nguyên tử [8].

Khi tương tác xảy ra trên hạt nhân nguyên tử, bức xạ gamma có thể tương

tác trực tiếp với hạt nhân (phân hủy gamma) hoặc tương tác với trường tĩnh điện

của hạt nhân (tương tác theo cơ chế tạo cặp). Khi tương tác xảy ra trên electron,

cũng sẽ xuất hiện các trường hợp: bức xạ gamma tương tác với các electron liên

kết yếu (tán xạ Thomson, hiệu ứng Compton, hiệu ứng tạo ba hạt) hoặc bức xạ

gamma tương tác với các electron liên kết mạnh (hiệu ứng quang điện). Năng

lượng của bức xạ gamma là E h = , trong đó h là hằng số Plank và có giá trị

bằng 6.626 x10-34 J.s còn /c = với là vận tốc ánh sáng c=3x108 m/s và λ là

bước sóng của bức xạ điện từ.

Electron liên kết yếu là electron có năng lượng liên kết BE nhỏ hơn nhiều

so với năng lượng của bức xạ gamma E , tức là BE E . Electron liên kết

mạnh là electron có năng lượng liên kếtBE cỡ bằng hoặc lớn hơn so với năng

lượng của bức xạ gamma E . Khi tương tác của bức xạ gamma với vật chất xảy

ra trên các electron liên kết mạnh thì năng lượng liên kết của electron phải cỡ

bằng hoặc nhỏ hơn một chút so với năng lượng của bức xạ gamma, tức là:

BE E . Có thể xem tương tác của bức xạ gamma với các electron liên kết

mạnh là tương tác với toàn bộ nguyên tử.

Về số phận của bức xạ gamma sau tương tác với nguyên tử, sẽ có hai khả năng:

- Bức xạ gamma sẽ bị biến mất (tức là bị hấp thụ). Nó truyền hoàn toàn năng

lượng của mình cho các hạt tích điện nhẹ (electron và positron).

- Sau tương tác, bức xạ gamma sẽ bị tán xạ. Có hai khả năng xảy ra:

+ Bức xạ gamma tán xạ có năng lượng bằng năng lượng của bức xạ gamma

tới và khi đó tương tác sẽ không tạo ra các hạt tích điện thứ cấp.

+ Bức xạ gamma tán xạ có năng lượng nhỏ hơn năng lượng của bức xạ gamma

tới và năng lượng mất đi sẽ truyền cho các hạt tích điện thứ cấp (electron và positron).

Các hạt tích điện được tạo thành khi bức xạ gamma tương tác với chất hấp

thụ sẽ:

23

- Hoặc bị mất năng lượng trong môi trường vật chất thông qua tương tác

Coulomb với các electron quỹ đạo của các nguyên tử của chất hấp thụ (mất năng

lượng do hiệu ứng ion hóa).

- Hoặc phát xạ ra năng lượng qua tương tác Coulomb với hạt nhân của các

nguyên tử của chất hấp thụ (mất năng lượng do hiệu ứng phát xạ).

Khi đo phổ gamma do các đồng vị phóng xạ tự nhiên phát ra, năng lượng của

bức xạ gamma chỉ nằm trong vùng từ 10 keV đến khoảng 3 MeV. Ở vùng năng

lượng này, gamma sẽ chỉ tương tác với vật chất chủ yếu qua 3 hiệu ứng chính là:

hấp thụ quang điện, tán xạ Compton và thiệu ứng tạo cặp. Dưới đây chúng ta sẽ xét

các hiệu ứng này một cách ngắn gọn [37], [38].

2.1.2. Hiệu ứng quang điện

Hiệu ứng quang điện là quá trình tương tác của gamma với các electron liên

kết mạnh trong nguyên tử. Trong tương tác quang điện, gamma bị hấp thụ hoàn

toàn còn electron ở lớp vỏ nguyên tử sẽ bị bứt ra khỏi nguyên tử. Electron này sẽ có

động năng là Ee. Electron bị bứt ra được gọi là electron quang điện. Lỗ trống do

electron để lại sẽ được electron ở vỏ ngoài bay vào chiếm chỗ và quá trình này sẽ

kèm theo việc phát ra bức xạ điện từ đặc trưng (tia-X, tia cực tím, …) hoặc electron

Auger. Tương tác của gamma với electron lớp K được minh họa trong hình vẽ 2.1.

Hình 2.1: Sơ đồ minh họa hiệu ứng quang điện. (a) Cơ chế hấp thụ quang điện.

(b) Sự phát xạ huỳnh quang tia X.

Năng lượng của gamma tới sẽ phân bố lại cho electron quang điện và bức xạ

đặc trưng. Các năng lượng này sẽ tuân theo Định luật bảo toàn năng lượng [39].

e a BE E E E = + + (2.8)

24

Trong đó:

E là năng lượng của gamma tới,

eE là động năng của electron bị bứt ra khỏi nguyên tử,

aE là động năng giật lùi của nguyên tử,

BE là năng lượng liên kết của electron bị bứt ra trong nguyên tử, nó chính

bằng năng lượng kích thích của nguyên tử sau khi electron bị bứt ra.

Đối với lớp vỏ nguyên tử K thì công thức để tính năng lượng liên kết có

dạng: ( )2

13,6 1BE Z eV= −

Động năng của nguyên tử giật lùi được xấp xỉ bằng công thức :

ee

mE

M

Trong đó M là khối lượng của nguyên tử còn me là khối lượng của electron.

Vì rằng 410em

M

− nên từ phương trình (2.1) ta có [39]:

e B BE E E h E = − = − (2.9)

Dùng Định luật bảo toàn xung lượng, ta có:

e ap p p = + (2.10)

Chú ý rằng đối với gamma có năng lượng lớn hơn 0,5 MeV thì hiệu ứng

quang điện chủ yếu xảy ra trên lớp vỏ K của nguyên tử.

Tiết diện của hiệu ứng tương tác quang điện tỉ lệ nghịch vơi năng lượng của

gamma tới và tỉ lệ với số nguyên tử Z. Công thức bán thực nghiệm dùng để ước

lượng tiết diện của hiệu ứng quang điện có dạng [3],[36]:

( ) ( )

5

3.5

n

pe m

CZ CZ

h h

= (2.11)

Trong đó tham số m có giá trị trong khoảng từ 1 đến 3 còn tham số n có giá

trị trong khoảng từ 4 đến 5. Từ công thức tính tiết diện của hiệu ứng quang điện ta

thấy rằng hiệu ứng này xảy ra mạnh với các nguyên tố có số Z lớn. Hiệu ứng quang

điện sẽ tăng khi năng lượng của gamma giảm. Do vậy, nếu gamma có năng lượng

cao tương tác với vật chất theo hiệu ứng tán xạ Compton thì gamma tán xạ

Compton sẽ có năng lượng bé hơn và khi đó có thể nó sẽ lại tương tác với nguyên

tử theo hiệu ứng quang điện và sẽ bị hấp thụ.

25

Cần lưu ý rằng quá trình hấp thụ quang điện luôn kèm theo việc phát ra các

bức xạ thứ cấp do nguyên tử không thể nằm ở trạng thái kích thích. Các hiệu ứng

phát bức xạ thứ cấp có thể là:

- Nguyên tử phát ra tia-x để về trạng thái cơ bản.

- Nguyên tử có thể phát ra các electron Auger từ các vỏ ngoài.

Các bức xạ thứ cấp cũng có thể sẽ bị hấp thụ sau đó.

2.1.3. Tán xạ Compton

Tương tác của gamma có năng lượng với các electron liên kết yếu của

nguyên tử của chất hấp thụ được gọi là hiệu ứng Compton (hay tán xạ Compton) để

vinh danh Arthur Compton, người đã đo tán xạ này lần đầu tiên vào năm 1922.

Khi xây dựng lý thuyết tán xạ Compton, người ta giả thiết rằng gamma

tương tác với electron tự do và đứng yên. Sau tương tác sẽ tạo ra gamma tán xạ

và electron giật lùi. Gamma tán xạ có năng lượng nhỏ hơn so với năng lượng của

gamma tới còn electron giật lùi (thường được gọi là electron Compton) được bứt

khỏi nguyên tử sẽ có động năng Ee. Tương tác Compton được minh họa trong

hình vẽ 2.2[40].

Hình 2.2: Sơ đồ mô tả hiệu ứng tán xạ Compton trên electron tự do

Hệ thức liên hệ giữa năng lượng toàn phần với xung lượng của hạt trong

trường hợp tương đối tính có dạng như sau [41]:

( )2

2 2 2

0E m c p c= + + (2.12)

Dấu cộng trong biểu thức trên ở vế phải ngụ ý rằng chỉ giá trị dương mới

được chọn.

26

Gọi E là năng lượng của gamma tới còn 'E là năng lượng của gamma tán

xạ, θ là góc tán xạ như trong hình vẽ. Sử dụng các Định luật bảo toàn năng xung

lượng trong trường hợp tương đối tính cho va chạm đàn hồi này ta sẽ có:

- Từ Định luật bảo toàn năng lượng:

( )1/2

' 2 2 2

0 0E E E E c p + = + + (2.13)

- Từ Định luật bảo toàn xung lượng:

'E Ep

c c

= +

(2.14)

trong đó 2

0 0 0,511E m c MeV= = là năng lượng nghỉ của electron còn m0 là

khối lượng của electron.

Nếu chiếu phương trình rút ra từ Định luật bảo toàn xung lượng lên phương

chuyển động của gamma tới và phương vuông góc ta sẽ có 2 phương trình thành

phần sau [39]:

'

os cosE E

c pc c

= +

(2.15)

'

0 sin sinE

pc

= − +

(2.16)

Có thể khử góc φ khỏi hai phương trình trên bằng cách dùng hệ thức:

2 2os sin 1c + =

Ta có:

2 2 2 ' '22 osp c E E E c E = − + (2.17)

Thay giá trị của p2c2 vào phương trình (2.13) và biến đổi một chút, ta sẽ có

phương trình dùng để xác định năng lượng của gamma sau tán xạ:

'

0

1 1 1 osc

E E E

−− =

(2.18)

Phương trình này có thể biểu diễn dưới dạng biểu thức tương quan của bước sóng:

( )'

0 1 osc = − = − (2.19)

Trong đó λ0 = 2,42621×10-12 (m) là bước sóng của electron tự do,

0m là khối lượng của electron,

λ và λ’ là bước sóng của gamma trước và sau tán xạ,

θ là góc tán xạ của gamma.

27

Dễ dàng nhận thấy rằng dịch chuyển bước sóng của gamma sau tán xạ không

phụ thuộc vào năng lượng của gamma tới.

Có thể tính được năng lượng nhỏ nhất sau tán xạ Compton của gamma tới có

năng lượng E0. Năng lượng này tương ứng với trường hợp tán xạ ngược, tức là góc

θ = 180o. Trong trường hợp này, cosθ = -1 và do đó ta có :

( )' 0

min0

/ 2

12

EE

E

E

=

+

(2.20)

Nếu năng lượng của gamma tới đủ lớn thì có thể rút ra công thức sau đây từ

phương trình (2.20):

2' 0

1 os

m cE

c

−

(2.21)

Công thức này có thể dùng với mọi giá trị của góc tán xạ θ ngoại trừ trường

hợp θ gần với 0o.

Xác suất xuất hiện hiệu ứng tán xạ Compton tỉ lệ với số electron có trong

nguyên tử. Do đó có thể dùng công thức sau [40], [42] :

1. .C const Z E − (2.22)

2.1.4. Hiệu ứng tạo cặp electron-positron

Khi năng lượng của gamma tới hơn 1, 02 MeV thì hiệu ứng tạo cặp electron

– positron có thể xảy ra. Để hiệu ứng xảy ra, các đại lượng bao gồm năng lượng,

điện tích, xung lượng phải được bảo toàn.

Hình 2.3: Minh họa hiệu ứng tạo cặp electron-positron

Nếu năng lượng gamma lớn hơn 1,02 MeV thì năng lượng và điện tích có thể

bảo toàn ngay cả khi hiệu ứng tạo cặp xảy ra trong chân không. Tuy nhiên, nếu hiệu

ứng xảy ra trong chân không thì xung lượng lại không bảo toàn. Vì vậy, hiệu ứng tạo

cặp chỉ có thể xảy ra trong trường Coulomb của đối tác (hoặc hạt nhân hoặc electron

28

quỹ đạo). Những đối tác này sẽ nhận một phần xung lượng thích hợp của gamma tới.

Hiệu ứng tạo cặp và tương tác sinh ba hạt được minh họa trong hình vẽ 2.3 [43], [44].

Lấy căn bậc hai của phương trình (2.7) cho trường hợp tương đối tính, ta có:

( )1/2

22 2 2

0E m c p c = +

(2.23)

Dirac đã cho rằng tính bất định gây ra do dấu trong công thức này không

phải là hệ quả của toán học. Năng lượng dương E biểu diễn hạt có khối lượng mo và

xung lượng p còn trạng thái ứng với năng lượng âm sẽ biểu diễn hạt có khối lượng

–mo và xung lượng –p. Sẽ không có hạt nào có năng lượng nằm trong khoảng [38]:

2 2

0 0m c E m c+ −

Bình thường, tất cả các trạng thái năng lượng âm đều được lấp đầy bởi các

electron. Nếu một electron nào đó bị kích ra khỏi trạng thái năng lượng âm dưới tác

dụng của lượng tử gamma thì sẽ xuất hiện một lỗ trống giống như cơ chế tạo thành

bọt trong chất lỏng khi nó bị đun nóng. Việc xuất hiện lỗ trống ở các trạng thái có

năng lượng âm có nghĩa rằng hệ đã thu thêm một lượng khối lượng :

( )0 0m m− − = +

Và một lượng xung lượng :

( )p p− − = +

Và một lượng điện tích :

( )e e− − = +

Lỗ trống sẽ tương ứng với positron có khối lượng +mo, xung lượng p và

điện tích +e. Đồng thời với việc tạo thành lỗ trống thì electron cũng được tạo ra ở

trạng thái năng lượng dương với động năng là Ee. Điều kiện bảo toàn năng lượng là:

2

02e pE h E E m c = = + + (2.24)

Phương trình này chỉ thỏa mãn ở trong vùng lân cận của một hạt thứ ba nào

đó hoặc ở trong vùng lân cận của hạt nhân sao cho hạt thứ ba này sẽ mang xung

lượng dư. Nếu xung lượng mà hạt nhân mang không đủ lớn thì năng lượng tối thiểu

cần phải có để xuất hiện hiệu ứng tạo cặp sẽ là:

0e pE E+ =

29

Và hệ quả là năng lượng tối thiểu cần có để xuất hiện hiệu ứng tạo cặp là:

( ) ( ) 2

0minmin2 2 0,51 1,02E h m c MeV = = = = (2.25)

Xác suất để xảy ra hiện tượng tạo cặp (hoặc tiết diện tạo cặp) tăng theo năng

lượng của gamma và nguyên tử số Z. Cụ thể, xác suất này tỉ lệ với bình phương của

nguyên tử số Z:

2ons .pp c t Z (2.26)

Hiệu ứng tạo cặp luôn kèm theo quá trình hủy của positron và khi đó hai lượng

tử gamma sẽ được tạo thành. Năng lượng của hai gamma này bằng nhau và bằng

0,511 MeV. Positron và electron cũng có thể kết hợp để tạo thành hạt positronium.

Đây là hạt có cấu truc giống với nguyên tử trong đó một trong hai hạt này chuyển

động quanh tâm khối. Hạt này có thời gian sống rất ngắn, chỉ từ 10-10 đến 10-7 giây

phụ thuộc vào định hướng spin của các hạt và sau đó chúng sẽ hủy nhau.

2.1.5. Hấp thụ gamma trong vật chất

Khi lượng tử gamma có năng lượng thấp (nhỏ hơn vài MeV) tương tác với vật

chất thì ba hiệu ứng sau: hấp thụ quang điện, tán xạ Compton và hiệu ứng tạo cặp

đóng vai trò quan trọng hơn cả. Tiết diện của các hiệu ứng này tăng theo số nguyên tử

Z của vật chất. Các nguyên tố nặng sẽ tương tác nhiều hơn với gamma so với các

nguyên tố nhẹ, do đó khi che chắn bức xạ gamma, người ta thường sử dụng các

nguyên tố nặng như chì. Vì rằng xác suất xảy ra hiệu ứng hấp thụ quang điện và hiệu

ứng tán xạ Compton giảm khi tăng năng lượng của gamma còn xác suất để xảy ra

hiệu ứng tạo cặp lại tăng nên hệ số hấp thụ toàn phần gamma của các nguyên tố sẽ có

các cực tiểu và cực đại tại các giá trị năng lượng khác nhau. Vì vậy để che chắn hiệu

quả bức xạ gamma, đôi khi người ta phải dùng hỗn hợp các loại vật liệu khác nhau.

Tiết diện tương tác toàn phần của gamma với vật chất σt bằng tổng các hệ số

suy giảm tuyến tính do các hiệu ứng quang điện σphoto, tán xạ Compton σcompt và hiệu

ứng tạo cặp σpair công thức sau [45]:

oto airt ph compt p = + + (2.27)

30

Hình 2.4: Tiết diện tương tác của bức xạ gamma với nguyên tố chì (Pb)

Hình vẽ 2.4 biểu diễn hệ số hấp thụ toàn phần của nguyên tố chì (Pb) với

lượng tử gamma trong dải năng lượng từ 0,01 MeV đến 100 MeV. Trục nằm ngang

biểu diễn năng lượng của gamma tính theo đơn vị [MeV] còn trục thẳng đứng là hệ

số hấp thụ toàn phần tính theo đơn vị [cm2/g]. Trên đồ thị này, đường liền nét là hệ

số hấp thụ toàn phần (µ/ρ). Ba đường ghạch đứt đoạn là hệ số hấp thụ tương ứng

với các hiệu ứng hấp thụ quang điện (τ/ρ), tán xạ Compton (σ/ρ) và tạo cặp (k/ρ).

Có thể thấy trên hình vẽ rằng hiệu ứng quang điện đóng vai trò quan trọng ở vùng

năng lượng thấp và giảm rất nhanh khi năng lượng của gamma tăng. Trong thực tế,

hiệu ứng này gần như không xảy ra khi năng lượng của gamma lớn hơn 10 MeV.

Hiệu ứng tán xạ Compton đều xuất hiện trong cả dải năng lượng. Tuy nhiên hiệu

31

ứng này cũng giảm khi năng lượng gamma tăng. Ngược lại với hai hiệu ứng trên,

hiệu ứng tạo cặp chỉ bắt đầu khi năng lượng của gamma lớn hơn 1,02 MeV và tăng

liên tục khi năng lượng của gamma tăng.

Nếu xem rằng trong mỗi tương tác sẽ có một lượng tử gamma bị bứt khỏi

chùm gamma song song ban đầu đi vào khối vật chất, ta sẽ có công thức mô tả sự

suy giảm cường độ chùm bức xạ gamma song song đi vào lớp vật chất có bề dày x

[cm] như sau [46], [47]:

0( ) iN xI x I e

−= (2.28)

Trong đó N’ là mật độ (số) nguyên tử hoặc hạt nhân trong 1 cm3 vật chất. N’

được tính bằng công thức cải tiến của định luật Avogadro như sau:

.'

AN

M

=

(2.29)

Trong công thức này :

ρ là mật độ của vật chất [g/cm3],

M là trọng lượng nguyên tử của vật liệu theo đơn vị nguyên tử khối [amu].

Hệ số suy giảm với bức xạ gamma được định nghĩa như sau :

' iN = (2.30)

Do đó có thể viết lại công thức (2.28) dưới dạng:

.

0( ) xI x I e −= (2.31)

Ý nghĩa vật lý của hệ số suy giảm µ: đại lượng này là tổng của các tiết diện

thành phần tính theo đơn vị cm2 trên một đơn vị thể tích (cm3) của vật liệu. Đơn vị

của µ là [cm-1]. Người ta còn sử dụng một đại lượng được gọi là "chiều dài suy

giảm" hoặc "quãng chạy tự do trung bình" có thứ nguyên là [cm] được định nghĩa

như sau:

1

=

(2.32)

Khi đó công thức (2.28) còn có thể viết dưới dạng khác nữa như sau:

/

0( ) xI x I e −= (2.33)

Nếu ta định nghĩa lại hệ số suy giảm bằng công thức sau:

m

=

(2.34)

32

Đại lượng này biểu diễn xác suất tương tác của lượng tử gamma với vật liệu

có khối lượng bằng một đơn vị [gam]. Đơn vị của đại lượng này sẽ là [cm2/g].

Trong trường hợp này, ta lại có thể viết công thức (2.28) dưới dạng mới [38]:

. .

0( ) m xI x I e

−= (2.35)

2.2. Cấu trúc và nguyên lý làm việc của phổ kế gamma dùng detector nhấp

nháy và bán dẫn

Trong mục này, chúng tôi sẽ trình bày các thành phần chính của phổ kế

gamma dùng detector bán dẫn Ge hoặc detector nhấp nháy NaI(Tl) thường dùng tại

các phòng thí nghiệm ứng dụng bức xạ ở nước ta hiện nay. Phần đầu sẽ dành để

giới thiệu sơ bộ về nguyên tắc hoạt động của các detector bán dẫn siêu tinh khiết

HPGe và detector nhấp nháy NaI(Tl). Các phần tiếp theo sẽ trình bày về chức năng

và phương thức làm việc của các khối điện tử trong hệ phổ kế gamma.

Như đã biết, biên độ của xung tạo thành do tương tác của bức xạ gamma

với detector tỉ lệ với năng lượng mà bức xạ gamma bị mất do tương tác với vật

chất trong thể tích của detector. Phổ năng lượng đo bằng detector sẽ bao gồm

nhiều đỉnh nằm trên một nền phông liên tục. Phổ gamma chứa thông tin về năng

lượng của các chuyển dời gamma cũng như cường độ của các chuyển dời này.

Nói chung phổ gamma có dạng khá phức tạp và việc phân tích nó không đơn

giản. Các khối điện tử tiếp theo sau detector trong phổ kế gamma dùng để thu

nhận tín hiệu từ detector, biểu diễn phổ biên độ xung và phân tích phổ này nhằm

xác định năng lượng của các đỉnh hấp thụ toàn phần có mặt trong phổ cũng như

cường độ của chúng [35], [48].

33

Hình 2.5: Sơ đồ nguyên tắc của hệ phổ kế gamma [49]

Mục này cũng giới thiệu tóm tắt vai trò của các khối điện tử chức năng khác

nhau dùng trong phổ kế gamma. Chúng tôi sẽ chỉ tập trung giới thiệu các đặc trưng

quan trọng nhất của chúng. Hình 2.5 trình bày sơ đồ nguyên tắc của hệ phổ kế

gamma. Hệ phổ kế bao gồm: detector (bán dẫn hoặc nhấp nháy), các khối điện tử

như tiền khuếch đại, khuếch đại phổ, bộ biến đổi tương tự số (ADC), máy phân tích

biên độ nhiều kênh (MCA), nguồn nuôi áp… Ngoài ra, còn có thể có các thết bị

điện tử khác như máy phát xung chuẩn hoặc bộ loại trừ chồng chập xung để hiệu

chỉnh các hiệu ứng gây mất số đếm trong trường hợp tốc độ đếm lớn, bộ khuếch đại

phổ… Hệ phổ kế được ghép nối với máy tính thông qua card ghép nối. Việc ghi

nhận và xử lý phổ được thực hiện bằng các phần mềm chuyên dụng như

MAESTRO-32, Gamma Vision, KSpect.

Trong hình 2.6 là ảnh chụp của hệ phổ kế gamma dùng detector bán dẫn

HPGe của Trung tâm Vật lý Hạt nhân thuộc Viện Vật lý- Viện HLKHCN Việt

Nam. Hệ phổ kế này được nhập từ Hãng ORTEC của Mỹ. Detector HPGe được đặt

trong buồng chì để giảm phông phóng xạ từ môi trường xung quanh. Detector

HPGe làm việc ở nhiệt độ Nitơ lỏng (-196oC). Bình nằm dưới buồng chì màu xanh

dùng để chứa nitơ lỏng [45], [50].

Khung NIM

34

Hình 2.6. Hệ phổ kế gamma của Viện Vật lý

2.3. Detector bán dẫn và cấu trúc của phổ gamma đo bằng detector bán dẫn

2.3.1. Nguyên lý hoạt động của detector bán dẫn

Tính chất dẫn điện của các vật liệu rắn được giải thích nhờ lý thuyết vùng

năng lượng. Trong nguyên tử, các electron nằm ở những mức năng lượng gián đoạn

được gọi là các trạng thái dừng. Tuy nhiên trong các vật liệu rắn, các nguyên tử liên

kết lại với nhau thì các trạng thái gián đoạn sẽ phủ lên nhau và hình thành các vùng

năng lượng khác nhau như chỉ ra trong hình vẽ 2.7.

Hình 2.7. Cấu trúc năng lượng của electron trong mạng

nguyên tử của chất bán dẫn. Vùng hóa trị được lấp đầy,

trong khi vùng dẫn trống

- Vùng hóa trị: là vùng có năng lượng thấp nhất theo thang năng lượng.

Trong vùng hóa trị, các electron liên kết mạnh với nguyên tử và do đó độ linh động

của các electron trong vùng này gần như không có.

- Vùng dẫn: là vùng có mức năng lượng cao nhất trong đó các electron có độ

linh động cao giống như các electron tự do. Các electron trong vùng dẫn sẽ đóng vai

35

trò là các electron dẫn điện. Như vậy, một chất nào đó sẽ có khả năng dẫn điện nếu

ở vùng dẫn có tồn tại các electron. Mật độ electron trong vùng này càng cao thì khả

năng dẫn điện của vật liệu càng tốt.

- Vùng cấm: nằm giữa vùng hóa trị và vùng dẫn. Trong vùng cấm không có

các mức năng lượng nên không thể tồn tại electron trong vùng này. Khoảng cách

giữa đáy của vùng dẫn và đỉnh của vùng hóa trị được gọi là độ rộng vùng cấm. Khả

năng dẫn điện của vật liệu sẽ phụ thuộc vào độ rộng này. Trong hình 2.8 minh họa

sự khác nhau trong cấu trúc vùng của vật liệu kim loại, cách điện và bán dẫn [49].

Hình 2.8. Cấu trúc vùng năng lượng trong các vật liệu:

(a) kim loại (b) cách điện (c) bán dẫn

Trong các vật liệu kim loại không có vùng cấm. Trong các vật liệu này, vùng

hóa trị và vùng dẫn phủ lên nhau nên luôn có các electron nằm trong vùng dẫn. Nếu

áp vào một thế thì các electron có thể chuyển động trong vùng dẫn và do đó vật liệu

kim loại luôn luôn dẫn điện. Ở các vật liệu bán dẫn thì có tồn tại vùng cấm. Tại

nhiệt độ 0K, mức Fermi trong vật liệu bán dẫn nằm giữa vùng cấm tức là tất cả

electron đều nằm trong vùng hóa trị. Khi đó, chất bán dẫn không dẫn điện. Nếu

nhiệt độ tăng đủ cao sao cho các electron trong vùng hóa trị nhận được năng lượng

đủ lớn để chúng có thể vượt qua được vùng cấm thì chất bán dẫn sẽ trở lên dẫn

điện. Nhiệt độ càng tang thì mật độ electron trong vùng dẫn càng tăng và độ dẫn

điện của vật liệu càng tốt hơn.

Nếu bán dẫn bị pha tạp thì có thể xuất hiện các mức năng lượng trong vùng

cấm và chúng được gọi là các mức pha tạp. Chất bán dẫn loại p có tạp chất là các

nguyên tố thuộc nhóm III, dẫn điện chủ yếu bằng các lỗ trống. Chất bán dẫn loại n

có tạp chất là các nguyên tố thuộc nhóm V, các nguyên tử này dùng 4 electron tạo

36

liên kết và một electron lớp ngoài liên kết yếu với hạt nhân, đấy chính là các

electron dẫn chính. Có thể giải thích một cách đơn giản về bán dẫn pha tạp nhờ vào

lý thuyết vùng năng lượng như sau: việc pha tạp sẽ làm xuất hiện các mức pha tạp

nằm trong vùng cấm. Chính nhờ các mức này mà electron dễ dàng chuyển lên vùng

dẫn hoặc lỗ trống dễ dàng di chuyển xuống vùng hóa trị và làm cho vật liệu bán dẫn

trở thành dẫn điện. Chỉ cần pha tạp với một hàm lượng tạp rất nhỏ cũng có thể làm

thay đổi tính chất dẫn điện của chất bán dẫn [52]. Hình 2.9 minh họa điều này.

Hình 2.9. Vùng năng lượng của bán dẫn loại p và loại n

Nếu ghép bán dẫn loại n với loại p thì sẽ hình thành một lớp tiếp xúc n-p.

Nếu ta áp một điện thế vào lớp tiếp xúc sao cho miền p nối với cực dương còn miền

n nối với cực âm thì trở kháng lớp tiếp xúc rất bé và sẽ có dòng điện chạy qua lớp

tiếp xúc này. Nếu đặt điện áp phân cực ngược lại, miền n nối với cực dương còn

miền p nối với cực âm thì sẽ không có dòng điện qua lớp tiếp xúc ngoại trừ dòng dò

rất nhỏ gây ra do chuyển động nhiệt của các electron và “lỗ trống”. Miền gần lớp

tiếp xúc sẽ không có các electron và “lỗ trống” do điện thế có phân cực nói trên.

Miền này gọi là miền nghèo và là vùng nhạy của detector bán dẫn. Khi có bức xạ đi

qua miền nghèo này, các cặp “electron - lỗ trống” sẽ được tạo ra do hiện tượng ion

hóa của bức xạ. Dưới tác dụng của điện trường tạo bởi cao thế thì các electron và

“lỗ trống” sẽ di chuyển về các điện cực để tạo nên tín hiệu điện ở lối ra của

detector.

Đối với Si hoặc Ge, chiều dày của miền nghèo d được đoán nhận bằng công

thức sau:

1/22 V

deN

=

(2.36)

37

Trong đó V là độ lớn của điện áp, N là nồng độ của chất pha tạp, ε là hằng số

điện môi và e là điện tích đơn vị. Từ công thức trên ta thấy đối với Si hoặc Ge có

nồng độ pha tạp thông thường thì chiều dày của miền nghèo d rất khó có thể đạt

được giá trị vượt quá 2-3mm ngay cả khi thế đã tăng đến mức đánh thủng. Người ta

đã phát triển được công nghệ để chế tạo tinh thể Ge siêu tinh khiết với chiều dày d

có thể lên tới vài centimét. Tuy nhiên, công nghệ tương tự cho Si vẫn chưa tìm ra.

Ngày nay các detector dùng vật liệu Ge siêu tinh khiết được viết là HPGe. Độ rộng

của vùng cấm của vật liệu Ge siêu tinh khiết chỉ bằng 0,67 eV tại nhiệt độ 300K. Vì

vậy ngay ở nhiệt độ phòng cũng có thể xuất hiện dòng diện (được gọi là dòng dò).

Do vậy, detector HPGe cần phải làm việc ở nhiệt độ nitơ lỏng 77K [3].

2.3.2. Cấu hình của detector HPGe

Các detector HPGe thường có 2 loại cấu hình phổ biến: loại detector mỏng

và loại detector hình trụ đồng trục. Loại cấu hình đồng trục có thể có 2 dạng: loại

cấu hình hình trụ vành khuyên rỗng cả hai đầu và loại chỉ rỗng một đầu (xem hình

vẽ 2.10). Đối với detector dạng đồng trục thì một cực là mặt ngoài hình trụ còn cực

kia là mặt phía trong của hình trụ. Hiện nay người ta đã có thể sản xuất được các

detector HPGe với thể tích lên đến 400 cm3. Các detector HPGe hình trụ đồng trục

được sử dụng phổ biến để đo phổ gamma còn các detector loại mỏng thường được

sử dụng để ghi nhận gamma mềm hoặc tia-X. Hình 2.11 là ảnh chụp của một

detector bán dẫn loại HPGe do hãng Ortec của Mỹ chế tạo.

Hình 2.10. Các cấu hình khác nhau của detector bán dẫn đồng trục hình trụ HPGe

(a): Loại rỗng cả hai đầu (b) Loại rỗng một đầu

38

Hình 2.11: Ảnh chụp của detector bán dẫn HPGe

Phân giải năng lượng của detector bán dẫn rất tốt so với detector nhấp nháy. Với

gamma có năng lượng trong khoảng từ 1,5 đến 10 MeV, phân giải năng lượng (FWHM)

có thể đạt giá trị từ 0,08% đến 0,1%. Tuy nhiên, trong quá trình sản xuất còn có nhiều

yếu tố khác làm suy giảm độ phân giải và độ phân giải có thể có giá trị nằm trong

khoảng từ 0,1% đến 3% tùy thuộc vào hình học của detector, độ sạch của vật liệu, …

Ngày nay những thành tựu trong công nghệ bán dẫn cho phép chế tạo ra các

detector có cấu hình tùy ý và có thể giảm kích thước một cách đáng kể.

Nhược điểm chính của các detector bán dẫn là:

- Khi đo gamma, phân giải thời gian của detector bán dẫn kém hơn so với các

detector nhấp nháy.

- Sau một thời gian dài sử dụng, độ nhạy của detector bán dẫn thường bị

giảm. Hiệu ứng này thể hiện rõ nhất với các detector “kiểu-n” [35], [53].

2.3.3. Phổ năng lượng của bức xạ gamma đo bằng detector bán dẫn HPGe

Hàm đáp ứng của detector dù là dùng để đo photon hay đo các loại hạt khác

đều được xác định bởi các đặc tính sau đây:

- Kích thước của thể tích vùng nhạy so với chiều dài quãng chạy của bức xạ.

- Bề dày của vật liệu dùng để làm cửa sổ mà bức xạ cần phải đi qua để vào

được thể tích nhạy của detector.

- Vật liệu xung quanh detector có thể gây ra hiện tượng tán xạ. Chẳng hạn

một bức xạ nào đó lúc đầu không bay vào detector nhưng khi tán xạ trên các vật

liệu xung quanh lại chuyển hướng và bay vào thể tích nhạy của detector với năng

lượng thường là nhỏ hơn năng lượng lúc đầu của nó.

Hàm đáp ứng của detector đối với photon chủ yếu gây ra do năng lượng mà

các electron thứ cấp bị mất trong detector. Detector có kích thước càng lớn thì xác

suất để photon đến bị hấp thụ hoàn toàn trong detector càng cao. Những sự kiện như

39

vậy sẽ đóng góp vào đỉnh hấp thụ toàn phần (thường được gọi là quang đỉnh). Năng

lượng của đỉnh này chính là năng lượng của photon đến. Nếu detector có thể tích

nhạy bé thì xác suất để photon không mất toàn bộ năng lượng của nó trong detector

sẽ cao và do đó xung ở lối ra của detector sẽ có biên độ nhỏ hơn so với biên độ của

xung ứng với trường hợp photon bị mất toàn bộ năng lượng trong detector.

Tương tác hấp thụ quang điện

Ngoài việc tạo ra electron quang điện, hiệu ứng hấp thụ quang điện tạo ra một

hoặc nhiều bức xạ tia-X đặc trưng hoặc electron Auger. Nếu tương tác quang điện

xảy ra bên trong tinh thể và cả hai bức xạ thứ cấp này đều bị hấp thụ bên trong tinh

thể thì bức xạ gamma này sẽ được ghi nhận với năng lượng tương ứng với đỉnh hấp

thụ toàn phần. Dù rằng quãng chạy của các electron Auger và hầu như bị dừng lại

trong thể tích nhạy của detector, tia-X đặc trưng có thể có năng lượng đủ để thoát

khỏi thể tích nhạy của detector. Khi đó, gamma sẽ được ghi nhận tương ứng với năng

lượng nhỏ hơn so với năng lượng của bức xạ gamma sơ cấp một lượng bằng năng

lượng của tia-X đã thoát ra. Hơn nữa, tia-X được tạo ra do tương tác quang điện của

bức xạ gamma sơ cấp với vật liệu chì che xung quanh có thể lại đi vào thể tích nhạy

của detector. Trong ví dụ ở trên, dễ dàng ghi nhận được đỉnh tương ứng với tia-X đặc

trưng có xác suất phát cao nhất của chì với năng lượng Kα bằng 74,97 keV [36].

Tán xạ Compton

Nếu bức xạ gamma có năng lượng 1,5 MeV trải qua tán xạ Compton đơn thì

sự kiện này sẽ tạo ra xung có biên độ nằm trong khoảng từ 0 đến 1,282 MeV. Nếu

thể tích nhạy của detector đủ lớn, gamma có thể sẽ trải qua nhiều lần tán xạ (tán xạ

nhiều lần) qua cơ chế tán xạ Compton và nếu tất cả mọi gamma tán xạ thứ cấp

không thoát ra khỏi thể tích nhạy của detector thì sự kiện tán xạ này cũng cho xung

có biên độ bằng 1,5 MeV và sẽ rơi vào đỉnh hấp thụ toàn phần. Còn nếu trong một

hoặc một vài sự kiện tán xạ thứ cấp, gamma sau tán xạ bay ra khỏi vùng thể tích

nhạy của detector thì biên độ của xung sẽ nhỏ hơn 1,5 MeV. Sự kiện này sẽ cho

xung điện có biên độ nằm giữa sườn Compton và đỉnh hấp thụ toàn phần. Những

bức xạ gamma thứ cấp sinh ra do tán xạ Compton của bức xạ gamma sơ cấp với vật

liệu che chắn xung quanh mà bay được vào thể tích nhạy của detector sẽ có phân bố

năng lượng rất rộng. Năng lượng trung bình của bức xạ gamma tán xạ ngược nhỏ

hơn năng lượng trung bình của gamma không thay đổi phương bay.

40

Hiện tượng tạo cặp

Tương tác theo cơ chế tạo cặp trong thể tích nhạy của detector sẽ sinh ra hai

gamma, mỗi gamma có năng lượng là 0,511 MeV. Nếu cả hai gamma này đều bị hấp

thụ lại trong vùng thể tích nhạy của detector thì xung tạo thành sẽ có biên độ tương ứng

với năng lượng của đỉnh hấp thụ toàn phần. Nếu cả hai gamma này đều bay ra khỏi thể

tích nhạy của detector thì xung sẽ có biên độ tương ứng với năng lượng là 1,5 MeV-

1,022 MeV = 0,478 MeV. Nếu gamma sơ cấp bay vào lớp chì che chắn và tương tác

tạo cặp xảy ra, sau đó một trong hai gamma tạo ra bay vào thể tích nhạy của detector

thì xung điện tạo thành sẽ có biên độ ứng với năng lượng là 0,511 MeV [54].

Hình 2.12. Minh họa các thành phần đóng góp vào hàm hưởng ứng của detector Ge

khi đo bức xạ gamma đơn năng có năng lượng

Hình 2.12 minh họa đóng góp từ các kiểu tương tác khác nhau đến phổ năng

lượng khi đo bức xạ gamma 1,5 MeV bằng detector bán dẫn HPGe. Hình 2.13 trình

bày phổ gamma của hai đồng vị phóng xạ quen biết 137Cs và 60Co đo bằng detector

bán dẫn siêu tinh khiết HPGe.

Hình 2.13. Phổ đo thực nghiệm bằng detector bán dẫn siêu tinh khiết HPGe của các

đồng vị phóng xạ 137Cs và 60Co

41

Hình 2.14. Phổ đo bằng detector bán dẫn siêu tinh khiết HPGe

của nguồn đồng vị 152Eu

Trong thực tế khi làm việc với phổ kế gamma phân giải cao dùng detector

bán dẫn, công việc chuẩn năng lượng và chuẩn hiệu suất ghi là việc làm thường

xuyên. Các công việc này thường đòi hỏi một bộ nguồn chuẩn có cường độ và năng

lượng của các đỉnh gamma đã biết chính xác. Đòi hỏi này không phải lúc nào cũng

đáp ứng được đặc biệt ở các phòng thí nghiệm không chuyên về năng phổ gamma.

Do vậy, việc sử dụng nguồn chuẩn gamma có nhiều đỉnh sẽ trở nên rất tiện lợi cho

công việc chuẩn hệ phổ kế. Chẳng hạn, nguồn đồng vị phóng xạ 152Eu chứa rất

nhiều đỉnh phủ trong một dải năng lượng đủ rộng cho các phép đo ứng dụng. Nếu

dùng nguồn như thế này để chuẩn hệ phổ kế thì chỉ cần một phép đo, có thể xây

dựng được ngay đường chuẩn. Hơn nữa, do hàm đáp ứng của hệ phổ kế với nguồn

đồng vị 152Eu đã biết rất chính xác nên có thể xây dựng phần mềm chuẩn tự động

hoàn toàn trên máy tính. Hình 2.14 trình bày phổ đo bằng detector bán dẫn siêu tinh

khiết HpGe của nguồn đồng vị 152Eu.

2.4. Detector nhấp nháy NaI(Tl) và cấu trúc của phổ gamma đo bằng detector

nhấp NaI(Tl)

2.4.1. Cấu tạo của detector nhấp nháy NaI(Tl)

Sơ đồ cấu tạo của detector NaI(Tl) được trình bày trong hình vẽ 2.15 (hình

trên). Detector gồm hai phân chính là: tinh thể nhấp nháy NaI(Tl) và ống nhân

quang điện được ghép với nhau. Tinh thể nhấp nháy NaI(Tl) được bọc kín trong vỏ

42

nhôm. Khi gamma đi vào detector, nó sẽ tương tác với vật liệu của detector gây ra

hiện tượng ion hóa. Các nguyên tử vật liệu của detector sẽ chuyển lên các trạng thái

kích thích và sau đó sẽ phát ra các photon để về trạng thái cơ bản. Hiện tượng này

được gọi là hiện tượng nhấp nháy và cũng vì lý do này mà detector loại này được

gọi là detector nhấp nháy. Việc pha tạp thallium vào vật liệu NaI là cần thiết để thay

đổi bước sóng của photon nháy sáng vào dải bước sóng nhạy nhất đối vớ

photocathode. Số photon phát ra sẽ tỉ lệ với năng lượng mà tinh thể detector hấp thụ

được do gamma truyền cho nó khi tương tác. Sau khi nháy sáng phát ra, cường độ

của nó sẽ suy giảm theo thời gian theo hàm e-mũ với hằng số cỡ 250 nanô giây [55].

Hình 2.15. Cấu tạo nguyên lý của detector nhấp nháy (hình vẽ trên) và

cấu tạo của ống nhân quang điện (hình vẽ dưới)

Tinh thể nhấp nháy được bảo vệ bằng vỏ bọc nhôm. Tinh thể nhấp nháy được

gắn trực tiếp với cửa sổ của ống nhân quang điện thông qua một lớp dầu mỏng hoặc

mỡ silicon. Lớp đệm này cho phép các photon ánh sáng truyền qua gần như 100%.

43

Ống nhân quang điện gồm một photocathode và một số điện cực kim loại

được gọi là dynode và cuối cùng là anode. Các dynode được cấp cao áp dương có

độ lớn tăng dần so với điện áp của cathode. Sơ đồ cấu tạo nguyên lý của ống nhân

quang điện cùng với bố trí hình học của các dynode và anode được minh họa trong

hình 2.15. Photocathode, các dynode và anode được đặt trong một ống thủy tinh

chân không cao.

Khi photon đập vào photocathode sẽ làm bứt ra electron do hiệu ứng quang

điện. Các electron này được gọi là các electron quang điện. Số electron quang điện

sẽ tỉ lệ với số photon nháy sáng đập vào photocathode và do đó cũng sẽ tỉ lệ với

năng lượng mà gamma truyền cho tinh thể. Nháy sáng chiếu vào photocathode sẽ

bứt ra electron năng lượng thấp (từ 0,1 eV đến 1 eV) do tương tác quang điện. Tiếp

theo, electron này được gia tốc hướng tới dynode đầu tiên dưới tác dụng của điện

thế cỡ 50 đến 100 vôn. Khi đến dynode đầu tiên, electron có động năng đủ lớn (cỡ

50 eV đến 100 eV) và do va chạm với dynode, electron này có thể sinh ra một số

electron thứ cấp. Các electron thức cấp này lại được gia tốc giữa dynode thứ nhất và

dynode thứ hai và khi đập vào dynode thứ hai sẽ sinh ra một số electron mới với hệ

số nhân như trên. Ống nhân quang điện có nhiều dynode và quá trình khuếch đại

electron cứ thế được tiếp tục cho đến khi các electron đập vào anode nằm ở cuối của

ống nhân quang điện. Tại anode, các electron này tạo một xung điện với biên độ cỡ

vài microampe và kéo dài khoảng 1 microsec. Các electron do cathode phát ra sẽ

được hội tụ đến một dãy các dynode được cấp cao áp dương có độ lớn tăng dần so

với điện áp của cathode [46].

2.4.2. Phổ năng lượng gamma đo bằng detector nhấp nháy NaI(Tl)

Với bức xạ gamma có năng lượng trung bình (hiện tượng tạo cặp không đáng

kể), trên phổ xuất hiện nền Compton liên tục và đỉnh quang điện. Vì kích thước

detector là đáng kể nên có xảy ra các sự kiện tia gamma tán xạ Compton bị hấp thụ

hoàn toàn đóng góp vào đỉnh quang điện. Năng lượng gamma tới càng thấp, năng

lượng trung bình gamma tán xạ càng nhỏ và khả năng bị hấp thụ càng cao dẫn đến

miền Compton càng giảm. Do hiện tượng tán xạ nhiều lần, trên phổ xuất hiện một

miền liên tục nằm giữa cạnh Compton và đỉnh năng lượng.

44

Hình 2.16. Các kiểu tương tác của gamma với vật chất detector và các thành phần

phổ tương ứng.

Phổ gamma của đồng vị phóng xạ 137Cs và của đồng vị phóng xạ 60Co đo

bằng detector nhấp nháy có kích thước 3inch x 3inch được đưa ra trong hình vẽ

2.18. Dễ nhận thấy rằng phân giải năng lượng của các phổ này kém hơn rất nhiều

so với các phổ của cùng đồng vị nhưng được ghi nhận bằng các detector bán dẫn

HPGe. Trong các phổ này ta thấy xuất hiện các đỉnh hấp thụ toàn phần và đỉnh

tán xạ ngược.

45

Hình 2.17. Phổ gamma của nguồn 137Cs và 60Co đo được bằng detecor nhấp nháy

NaI(Tl) với kích thước 3”x3”

Nếu năng lượng gamma đủ lớn để hiệu ứng tạo cặp trở nên quan trọng, hiện

tượng xảy ra sẽ phức tạp hơn do tương tác của các gamma hủy trong thể tích

detector. Các gamma sinh ra do hiệu ứng huỷ cặp có thể thoát khỏi vùng thể tích

nhạy của detector hoặc tương tác nhiều lần với vật chất bên trong detector dẫn đến

sự hấp thụ một phần hoặc toàn bộ năng lượng của gamma sơ cấp. Do đó trong phổ

gamma ta sẽ thấy xuất hiện các đỉnh tương ứng: đỉnh thoát đơn và đỉnh thoát kép.

Đỉnh thoát đơn ứng với trường hợp một trong hai gamma hủy bay ra khỏi detector

còn đỉnh thoát kép tương ứng với trường hợp cả hai gamma hủy đều bay ra khỏi

detector. Các sự kiện khác trong đó năng lượng của gamma hủy bị hấp thụ một

phần hay toàn bộ sẽ đóng góp vào vùng nằm giữa các đỉnh thoát và đỉnh quang

điện. Về phương diện lý thuyết, các đỉnh quang điện và đỉnh thoát là đơn năng (tức

là trong phổ các đỉnh này là các vạch thẳng đứng). Tuy nhiên, do thăng giáng thống

kê mà đỉnh quang điện và các đỉnh thoát bị tòe ra. Trên hình 2.17 trình bày các

thành phần phổ tương ứng với các loại cơ chế tương tác của gamma trong detector

nhấp nháy.

Đỉnh hấp thụ quang điện được tạo thành khi gamma tương tác với vật chất

của detector qua hiệu ứng quang điện. Gamma bị hấp thụ hoàn toàn và làm bứt ra

khỏi nguyên tử electron quang điện. Tuy nhiên do quãng chạy của electron trong

detector rất ngắn nên năng lượng của nó bị mất hết trong detector. Vì vậy có thể

xem rằng trong tương tác này, gamma truyền toàn bộ năng lượng của nó cho

46

detector và do đó năng lượng của đỉnh tương ứng sẽ bằng đúng năng lượng của

gamma. Đỉnh này được gọi là đỉnh hấp thụ toàn phần vì trong thực tế có 2 quá trình

đóng góp vào việc hình thành đỉnh này: hấp thụ quang điện và tán xạ compton

nhiều lần dẫn đến gamma và các sản phẩm sau tương tác sẽ bị hấp thụ hoàn toàn

trong thể tích nhạy của detector.

Phông Compton xuất hiện trong phổ là do tương tác của gamma tới với

detector theo hiệu ứng tán xạ Compton của gamma trên các electron liên kết yếu (có

thể xem là tự do) của tinh thể detector NaI(Tl). Trong tương tác này, gamma chỉ

truyền một phần năng lượng của mình cho detector (cho electron mà nó tương tác).

Electron nhận được năng lượng do gamma truyền cho sẽ chuyển động trong

detector và sẽ bị detector hấp thụ. Phần năng lượng mà gamma truyền cho electron

phụ thuộc vào va chạm là trực diện hay không. Nếu va chạm là trực diện thì năng

lượng mà gamma truyền cho electron sẽ là lớn nhất. Năng lượng của gamma tán xạ

được tính bằng cách sử dụng các Định luật bảo toàn năng xung lượng và công thức

cuối cùng có dạng [56]:

( )'

2

0

1 1 os

EE

Ec

m c

=

+ −

(2.37)

Trong đó

'E là năng lượng của gamma tán xạ Compton tính bằng đơn vị MeV,

θ là góc bay của gamma tán xạ so với phương bay của gamma tới,

E lằnng lượng của gammatới tính bằng đơn vị MeV.

2

0 0,511m c MeV= là tương năng lượng tương đương khối lượng nghỉ m0 của

electron còn c là vận tốc của ánh sáng.

Nếu va chạm giữa gamma và electron là trực diện thì gamma sẽ bị tán xạ

theo hướng ngược lại với phương bay tới với góc tán xạ θ=1800. Trong trường hợp

này, công thức tính năng lượng của gamma tán xạ sẽ có dạng:

'1 4.

EE

E

+

(2.38)

trong đó ta đã dùng giá trị xấp xỉ: ( )2

01/ 2m c .

Nếu sự kiện tán xạ ngược xảy ra bên trong thể tích của detector thì năng

lượng cực đại mà electron nhận được sẽ là:

'Ee E E = − (2.39)

47

Do đó sự kiện này sẽ rơi vào phổ gamma tại vị trí có năng lượng được tính

bằng công thức (2.39). Năng lượng này tương ứng với sườn Compton ở phía năng

lượng cao trong phổ gamma nằm ở phía sau của đỉnh hấp thụ toàn phần trong các

phổ đưa ra ở hình 2.16. Với năng lượng của gamma tới là 1 MeV thì nếu dùng các

công thức trên để tính, ta sẽ thấy vị trí của sườn Compton nằm ở 0,8 MeV còn vị trí

của đỉnh tán xạ ngược sẽ là 0,2 MeV. Vì góc tán xạ của gamma trải từ 0o đến 180o

và do gamma sau tán xạ có thể bay ra khỏi detector nên năng lượng mà gamma

truyền cho detector trong tán xạ Compton có thể nhận các giá trị từ 0 đến cực đại là

năng lượng của sườn Compton. Phân bố năng lượng trong các phổ ở hình 2.16 thể

hiện rõ nhận xét này [57], [58].

48

CHƯƠNG 3

PHƯƠNG PHÁP THỰC NGHIỆM

3.1. Các khu vực lấy mẫu

Mục tiêu của luận án là khảo sát hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị

phóng xạ tự nhiên trong một số VLXD phổ biến tại CHDCND Lào. Có khá nhiều

loại VLXD được sử dụng để xây dựng các công trình dân dụng tại CHDCND

Lào.Trong khuôn khổ của luận án, chúng tôi chỉ chọn 4 loại vật liệu sau đây để

nghiên cứu. Đó là các vật liệu: xi măng, cát, gạch và đất. Trong phần tiếp theo,

chúng tôi sẽ trình bày quy trình lấy, xử lý và chế tạo các loại mẫu để phân tích bằng

phổ kế gamma.

3.1.1. Thu thập các mẫu xi măng

Hình 3.1. Vị trí trên bản đồ của các nhà máy xi măng tại CHDCND Lào

mà chúng tôi đã lấy mẫu để phân tích.

Các mẫu xi măng được lấy từ sản phẩm đầu ra của 4 nhà máy sản xuất xi

măng lớn nhất và hiện nay đang được sử dụng phổ biến nhất tại CHDCND Lào. Các

nhà máy này là:

- Nhà máy xi măng Văng Viêng nằm ở tỉnh Viêng Chăn.

Bản đồ Lào

Vị trí lấy mẫu

Ki lô mét

49

- Nhà máy xi măng Xangkham tại Thủ đô Viêng Chăn).

- Nhà máy Xi măng Casing nằm tại tỉnh Khammouane.

- Nhà máy xi măng Salavan nằm tại tỉnh Salavan.

Trong Hình 3.1 là vị trí của các nhà máy xi măng mà chúng tôi đã lấy mẫu

để phân tích trên bản đồ của CHDCND Lào. Sản phẩm xi măng do các nhà máy

này sản xuất ra gồm 2 loại: xi măng Portland và xi măng hỗn hợp. Tại mỗi nhà

máy, chúng tôi đã chọn cả 2 loại xi măng này để phân tích. Mỗi loại xi măng,

chúng tôi lấy từ 3 đến 4 kg. Các mẫu xi măng lấy từ các nhà máy được đánh số

ký hiệu. Bảng 3.1 dưới đây liệt kê thông tin chi tiết về 37 mẫu xi măng đã thu

thập được để khảo sát.

Bảng 3.1. Thông tin về địa điểm lấy mẫu ở 4 nhà máy xi măng

TT Ký hiệu

mẫu

Loại xi măng

(Viết tắt)

Ký hiệu vị trí

trên bản đồ

Địa điểm

Vĩ độ Kính độ

1 1V1

Porland

cement

(1V)

A 18°56'7.6"N 102°27'7.0"E

2 1V2

3 1V3

4 1V4

5 1V5

6 1V6

7 1V7

8 2V1

hỗn hợp(2V)

9 2V2

10 2V3

11 2V4

12 2V5

13 2V6

14 2V7

50

15 1VT1

hỗn hợp (1VT)

B 18°6'27.3"N 102°47'7.9"E

16 1VT2

17 1VT3

18 2VT1

Porland

cement (2VT)

19 2VT2

20 2VT3

21 2VT4

22 1K1

Porland

cement

(1K)

C 17°24'19.8"N 105°12'58.2"E

23 1K2

24 1K3

25 1K4

26 2K1

hỗn hợp(2K) 27 2K2

28 2K3

29 2K4

30 1SV1

Porland

cement (1SV)

D 15°50'39.1"N 106°23'16.4"E

31 1SV2

32 1SV3

33 1SV4

34 2SV1

hỗn hợp (2SV) 35 2SV2

36 2SV3

37 2SV4

Các mẫu xi măng lấy tại các nhà máy sản xuất xi măng được đựng trong các

hộp nhựa và sau đó được đưa đến Trung tâm Hạt nhân của Viện Vật Lý, Viện

HLKHCNVN để phân tích.

51

3.1.2. Thu thập các mẫu đất

Hình 3.2. Bản đồ vị trí lấy mẫu đất cát và tại Huyện Thoulakhom

thuộc tỉnh Viêng Chăn.

Chúng tôi đã chọn và thu thập mẫu đất ở 10 trị trí của huyện Thoulakhom,

tỉnh Viêng Chăn. Lý do chúng tôi chọn các mẫu đất ở huyện Thoulakhom thuộc

tỉnh Viêng Chăn là do số nhà máy sản xuất gạch xây dựng ở khu vực này là nhiều

nhất ở CHDCND Lào. Nguyên liệu thô dùng để chế tạo gạch của các nhà máy là đất

khai thác tại huyện này. Phần lớn gạch do các nhà máy này sản xuất ra được tiêu

thụ tại Tỉnh Viêng Chăn và các tỉnh thuộc miền trung của CHDCND Lào. Hình 3.2

hiển thị vị trí của huyện Thoulakhom trên bản đồ của CHDCND Lào (hình trên) và

vị trí trên bản đồ của các điểm lấy mẫu đất (hình dưới) trong huyện

Thoulakhom.Tại mỗi điểm, chúng tôi thu thập 3 mẫu với khối lượng khoảng 1,2 kg.

52

Bảng 3.2. Vi trí lấy đất và cát Sông NamNgeum Tại Huyện Thoulakhom.

TT Ký hiệu mẫu Tên làng (viết tắt) vị trí

Vĩ độ Kính độ

1 1P1

Ban Dong (P1) 18°16'52.5" N 102°40'51.5"E 2 1P2

3 1P3

4 2P1

Ban PhaThao (P2) 18°19'40.5" N 102°39'56.5"E 5 2P2

6 2P3

7 3P1

Ban Nam Ang (P3) 18°22'23.9" N 102°36'5.4"E 8 3P2

9 3P3

10 4P1

Ban Nanokkhoum

(P4) 18°17'18.2" N 102°41'35.8"E 11 4P2

12 4P3

13 5P1

Ban Phonmouang

(P5) 18°20'15.7" N 102°40'51.4"E 14 5P2

15 5P3

16 6P1

Ban NaKang (P6) 18°20'42.0" N 102°39'40.4"E 17 6P2

18 6P3

19 7P1

Ban Naxanglek (P7) 18°21'54.5" N 102°37'48.8"E 20 7P2

21 7P3

22 8P1

Ban Keun (P8) 18°21'51.2" N 102°35'13.3"E 23 8P2

24 8P3

53

25 9P1

Ban Hatnoi (P9) 18°22'58.6" N 102°33'52.5"E 26 9P2

27 9P3

28 10P1

Ban Boungphao

(P10) 18°20'49.3" N 102°33'59.6" 29 10P2

30 10P3

Các mẫu đất đã thu thập được ký hiệu là 1P, 2P, 3P, 4P, 5P, 6P, 7P, 8P, 9P,

10P và trên bản đồ có thể thấy vị trí lấy các mẫu này. Trong bảng 3.2 liệt kê ký hiệu

các mẫu đất đã lấy, tên làng và tọa độ của các điểm lấy mẫu đo bằng thiết bị định vị

vệ tinh GPS. Các mẫu đất đã thu thập được đựng trong các hộp nhựa có viết ký hiệu

của mẫu tương ứng đã lấy. Các mẫu này sau đó được chuyển đến Trung tâm Vật lý

Hạt nhân của Viện Vật lý, Viện HLKHCNVN để xử lý, chế tạo mẫu và phân tích.

3.1.3. Thu thập các mẫu cát

Hình 3.3. Bản đồ các vị trí lấy mẫu cát bên bờ sông Mê Kông tại khu vực thủ đô

Viêng Chăn.

Thủ đô Viêng Chăn

Thái lan

Vị trí lấy mẫu

Sông Mê Kông Ki lô mét

Bản đồ Lào

54

Hình 3.4. Ảnh chụp các bãi cát Sông Mê Kông khu vực thủ đô Viêng Chăn.

Các mẫu cát mà chúng tôi phân tích được lấy tại 6 vị trí của bãi cát sông Mê

Kông. Hiện nay, nguyên liệu cát dùng để xây dựng các công trình lớn của Quốc gia

cũng như của các nhà dân ở thủ đô Viêng Chăn hầu hết được khai thác tại các vị trí

này. Các vị trí lấy mẫu cát được ký hiệu là NK1, NK2, NK3, NK4, NK5, NK6.

Khối lượng cát lấy tại mỗi điểm cỡ khoảng 4kg. Hình vẽ 3.3 là bản đồ của các vị trí

lấy mẫu cát bên bờ sông Mê Kông tại khu vực thủ đô Viêng Chăn. Trên bản đồ này

có thể thấy vị trí của các điểm đã lấy mẫu cát được ký hiệu tương ứng là NK1,

NK2, NK3, NK4, NK5 và NK6. Hình 3.4 là ảnh chụp của các điểm mà chúng tôi đã

lấy mẫu cát nằm dọc theo sông Mê Kông đoạn chảy qua thủ đô Viêng Chăn.

Ngoài 6 mẫu cát đã lấy bên bờ sông Mê Kông tại khu vực thủ đô Viêng

Chăn, chúng tôi cũng lấy thêm 2 mẫu cát tại huyện Thoulakhom và 2 mẫu này được

ký hiệu tương ứng là 11P và 12P. Cần nói thêm rằng tại huyện Thoulakhom có 2

mỏ cát nằm bên bờ của sông Nam Nguem. Hình 3.5 là ảnh chụp của một trong hai

mỏ cát nằm bên bờ của con sông này. Cát ở đây cũng được sử dụng rất nhiều cho

các công trình xây dựng ở khu vực thủ đô Viêng Chăn.

Hình 3.5. Bờ bãi cát Sông Nam Nguem khu vực Huyện Thoulakhom, Tỉnh

Viêng chăn.

55

Bảng 3.3 liệt kê vị trí của các điểm đã lẫy cát để phân tích. Tại mỗi điểm,

chúng tôi thu thập 4 mẫu. Tên làng trong bảng cũng là tên của các mỏ cát. Tọa độ

của các mỏ cát này được xác định bằng GPS và được chỉ ra trong 2 cột cuối cùng.

Tại mỗi mỏ cát chúng tôi thu thập 4 mẫu. Để tránh việc lấy mẫu trùng nhau tại cùng

một vị trí, chúng tôi sử dụng khung lấy mẫu đơn vị hình vuông có chiều dài mỗi

cạnh là 100 cm. Ảnh chụp của ô đơn vị lấy mẫu này được đưa ra trong hình 3.6.

Bảng 3.3. Vị trí lấy cát Sông Mê Kông Tại thủ đô Viêng Chăn

TT Ký hiệu mẫu Tên làng (Viết tất) Địa Điểm

Vĩ độ Kính độ

1 1NK1

Ban Huay Yai

(NK1) 18°56'7.6"N 102°27'7.0"E

2 1NK2

3 1NK3

4 1NK4

5 1NK4

6 2Nk1

Ban Huay Hom

(NK2) 18°6'27.3"N 102°47'7.9"E

7 2NK2

8 2Nk3

9 2Nk4

10 3NK1

Ban Nong Da

(NK3) 17°58'22.7"N 102°30'8.9"E

11 3NK2

12 3NK3

13 3NK4

14 4N1

Ban Don Chan

(NK4) 17°57'57.0"N 102°35'47.3"

15 4NK2

16 4NK3

17 4NK4

56

18 5NK1

Ban Hom1(NK5) 17°50'10.8"N 102°35'58.8" 19 5NK2

20 5NK3

21 5NK4

22 6NK1

Ban Hom2(NK6) 17°51'16.5"N 102°35'37.8" 23 6NK2

24 6NK3

25 6NK4

26 1NG1

Ban Keun (P11) 18°21'30.7"N 102°34'19.3"E 27 1NG2

28 1NG3

29 NG4

30 2NG1

Ban Pakchan (P12) 18°22'15.1"N 102°32'10.7"E 31 2NG2

32 2NG3

33 2NG4

Hình 3.6. Khung hình vuông có chiều dài mỗi cạnh 100 cm [54].

Các mẫu cát lấy tại các mỏ được đựng trong các túi nilon có viết rõ ký hiệu của

mẫu. Khối lượng của mỗi mẫu cát mà chúng tôi lấy cỡ khoảng từ 3 đến 4 kg. Các túi

được dán kín và được chuyển về phòng thí nghiệm Vật lý hạt nhân của Viện lật lý.

57

3.1.4. Thu thập các mẫu gạch

Chúng tôi chỉ thu thập một loại gạch được sản xuất tại nhà máy sản xuất

gạch tại huyện Thoulakhom thuộc tỉnh Viêng Chăn. Đây là nhà máy sản xuất gạch

với sản lượng lớn và cung cấp gạch xây dựng cho các công trình và nhà dân của thủ

đô Viêng Chăn. Chúng tôi chọn ngẫu nhiên 4 mẫu gạch được ký hiệu là 1GB, khối

lượng mỗi mẫu khoảng 4 kg, đựng vào túi nilon và chuyển đến Trung tâm hạt nhân

của Viện vật lý để xử lý, chế tạo mẫu và phân tích phóng xạ.

3.2. Xử lý và chuẩn bị các mẫu để phân tích

Trước khi chế tạo các mẫu VLXD để đo phổ gamma do các đồng vị phóng

xạ tự nhiên có trong mẫu phát ra, chúng tôi cần xử lý mẫu. Cách xử lý cho các

VLXD khác nhau là giống nhau và theo cùng một quy trình. Hình vẽ 3.6 là sơ đồ

của quy trình xử lý mẫu mà chúng tôi đã sử dụng.

Hình 3.6. Sơ đồ quy trình xử lý mẫu

Đầu tiên, các mẫu được phơi khô tự nhiên trong phòng thí nghiệm ở nhiệt độ

phòng. Tiếp theo, các mẫu được sấy bằng lò nung ở nhiệt độ 80oC. Mục đích của việc

58

sấy khô mẫu bằng lò nung là để đảm bảo lượng nước trong mẫu nếu có sẽ bốc hơi hết.

Việc kiểm tra này được thực hiện bằng cách cân khối lượng mẫu sau khi đã sấy mẫu

một thời gian trong lò nung. Việc sấy sẽ kết thúc khi khối lượng mẫu không đổi chứng

tỏ nước có trong mẫu đã bay hơi hết. Sấy mẫu cũng còn giúp cho việc nghiền mẫu trở

nên dễ dàng hơn. Sau khi đã sấy khô, các mẫu được nghiền mịn bằng tay sử dụng bộ

chày cối. Mẫu sau khi nghiền mịn được rây lại bằng bộ rây có kích thước lỗ 0,2 mm

nhằm mục đích loại bỏ các hạt lớn và các vật liệu khác có trong mẫu.

Hình 3.7. Cối, chày và rây 0,2 mm để nghiền và sàng mẫu.

Hình 3.8. Ảnh chụp các mẫu xi măng đã được chế tạo

dùng để đo hoạt độ của các nguyên tố phóng xạ tự nhiên.

Vật liệu sau khi rây sẽ được đưa vào trong hộp đựng mẫu làm bằng plastic.

Các hộp đựng mẫu hoàn toàn giống nhau và có dạng hình trụ với đường kính bằng

60 mm và chiều cao 70 mm. Các hộp đựng mẫu có nắp vặn chặt. Mẫu sau khi rây

được chứa trong các hộp đựng mẫu với nắp vặn chặt. Khối lượng của mẫu và của

hộp đựng được cân bằng cân phân tích điện tử có độ chính xác cao. Khối lượng

trung bình của mỗi mẫu cỡ 0,45 kg. Hộp được đánh số và được nắp kín. Để đảm

bảo khí radon không thoát ra khỏi hộp mẫu, chúng tôi đã sử dụng băng keo trong

dán chặt nắp hộp với thân hộp. Sau khi đã chế tạo xong, các mẫu được lưu trữ trong

59

phòng thí nghiệm một thời gian tối thiểu là 30 ngày trước khi đo phổ gamma của

mẫu bằng hệ phổ kế. Thời gian này đủ đểcác mẫu cân bằng về mặt phóng xạ. Hình

3.7 là ảnh chụp khi chúng tôi nghiền và sàng các mẫu đất bằng bộ chầy cối và rây.

Hình 3.8 là ảnh chụp của các mẫu phân tích sau khi đã chế tạo.

3.3. Các mẫu chuẩn

Để xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong

các mẫu VLXD trong luận án này, chúng tôi đã sử dụng phương pháp phân tích

tương đối. Các mẫu chuẩn có trong phòng thí nghiệm được mua từ Cơ quan Năng

lượng Nguyên tử Quốc tế IAEA. Đó là các mẫu chuẩn IAEA-RGK-1, IAEA-RGTh-

1 và IAEA-RGU-1. Thông tin về các mẫu chuẩn này được đưa ra trong Bảng 3.4.

Hình 3.9 là ảnh chụp của các mẫu chuẩn khi mới mua về phòng thí nghiệm.

Hình 3.9. Ảnh chụp các mẫu chuẩn phóng xạ tự nhiên của Cơ quan Năng

lượng Nguyên tử Quốc tế IAEA: RGU-1, RGTh-1 và RGK-1.

- Mẫu chuẩn Uran (IAEA-RGU-1). Hoạt độ riêng của các đồng vị phóng xạ

tự nhiên trong mẫu này có giá trị là: 235U=228 Bq/kg; 238U=4940 Bq/kg;

232Th<4Bq/kg; 40K <0,63 Bq/kg [60].

- Mẫu chuẩn Thori (IAEA-RGTh-1). Hoạt độ riêng của các đồng vị phóng xạ

tự nhiên trong mẫu này có giá trị là: 235Th=3250 Bq/kg; 235U=3,6 Bq/kg; 238U=78

Bq/kg; 40K=6,3 Bq/kg [61].

- Mẫu chuẩn Kali (IAEA-RGK-1): được làm từ sulphat kali có độ sạch cao

(99,8%). Hoạt độ riêng của đồng vị 40K là 1400±400 Bq/kg. Hàm lượng của Thori

<0,01 mg/kg và của Uran < 0,001 mg/kg [62].

Các mẫu chuẩn được đựng trong các lọ đựng mẫu plastic có hình học giống

hoàn toàn với các mẫu phân tích. Khối lượng của các mẫu chuẩn được cân chính xác

và có giá trị tương tự với khối lượng của các mẫu phân tích. Các mẫu chuẩn cũng

60

được nắp kín, dán chặt bằng băng dính trong và được lưu trữ trong phòng thí nghiệm

ít nhất là 30 ngày trước khi đo phổ gamma của chúng. Phổ gamma của các hộp dùng

để đựng mẫu chuẩn cũng được đo với thời gian 10 giờ và được lưu trong máy tính.

Phổ này cần để trừ phông khi xử lý các phổ gamma của các mẫu phân tích.

Bảng 3.4. Thông tin của các mẫu chuẩn IAEA được sử dụng để xác định hoạt độ

phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong các mẫu phân tích.

Tên mẫu Khối lượng mẫu (g) Mật độ khối

lượng (g/cm3)

Hoạt độ phóng xạ

riêng (Bq/kg)

IAEA-RGK-1 340,91 1,8 14000±400

IAEA-RGU-1 378,82 1,94 4940±30

IAEA-RGTh-1 309,01 1,74 3250±90

3.4. Phương pháp xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự

nhiên dùng phổ kế gamma với detector nhấp nháy NaI(Tl)

Để xác định hoạt độ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong các mẫu

VLXD dung phổ kế gamma, cần dùng detector có phân giải năng lượng tốt nhất.

Thông thường các detector bán dẫn loại HPGe là thích hợp hơn cả. Tuy nhiên tại

CHDCND Lào không có nhiều detector bán dẫn vì giá thành của các detector loại

này khá đắt. Hơn nữa detector bán dẫn làm việc ở nhiệt độ nitơ lỏng nên rất khó

triển khai ở các phòng thí nghiệm nhỏ. Tuy phân giải năng lượng của các detector

nhấp nháy loại NaI(Tl) không tốt nhưng nó cũng có một số ưu điểm. Trước hết, giá

thành của các detector loại này rẻ nên dễ dàng có thể mua ngay cả với điều kiện

kinh tế của CHDCND Lào. Thứ hai, detector loại NaI(Tl) làm việc không cần nitơ

lỏng. Thứ ba là hiệu suất ghi của các detector loại NaI(Tl) lớn hơn nhiều so với

detector HPGe cùng kích thước. Vì vậy chúng tôi vẫn quyết định triển khai việc

phân tích hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong các mẫu

xây dựng dung phổ kế gamma với detector nhấp nháy NaI(Tl). Hình 3.10 là ảnh

chụp của phổ kế này tại Trung tâm Hạt nhân Viện vật lý mà chúng tôi đã dùng.

Do phân giải của detector nhấp nháy NaI(Tl) không tốt nên cần có thuật toán

riêng để xác định hoạt độ của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong các mẫu cần

phân tích. Chúng tôi đã dùng thuật toán phân tích do tác giả P.Chiozzia[63].

Phương pháp này dựa vào đặc điểm riêng của các mẫu chuẩn IAEA: RGU-1,

RGTh-1 và RGK-1. Dưới đây chúng tôi sẽ trình bày chi tiết phương pháp này [64].

61

Hình 3.10. Ảnh chụp hệ phổ kế gamma dùng detector NaI(Tl)

tại Trung tâm hạt nhân, Viện vật lý.

Để xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên, cần

xác định độ rộng của 3 vùng phổ có chứa các đỉnh hấp thụ quang điện của các đồng

vị cần phân tích. Bảng 3.5 đưa ra độ rộng của các cửa sổ năng lượng trong phổ

gamma dùng để xác định hoạt độ của các đồng vị phóng xạ tự nhiên.

Bảng 3.5. Cửa sổ năng lượng trong phổ gamma dùng để phân tích các đồng vị

phóng xạ tự nhiên [65], [66].

TT Đồng

vị mẹ

Đồng

vị con

Năng lượng

gamma (keV)

Cường độ tương

đối (%)

Cửa sổ năng

lượng (keV)

1 238U 214Bi 1764,49 15,36 1632 – 1897

2 232Th 208Tl 2614,53 35,86 2418 – 2811

3 40K 40K 1460,8 100 1351 -1570

Hình 3.11. (a) Phổ phông đo trong thời gian 52700 giây. (b) Phổ chuẩn IAEA RGU-

1 đo trong thời gian 13942 giây. (c) Phổ chuẩn IAEA RGTh-1 đo trong thời gian

giây 18190 giây.(d) Phổ chuẩn IAEA RGK-1 đo trong thời gian 17215 giây.

62

Do thời gian nhốt các mẫu là đủ dài nên có thể xem rằng hoạt độ của các

đồng vị mẹ 238U và 232Th cân bằng với các sản phẩm phân rã của chúng. Do đó, có

thể xác định hoạt độ của đồng vị 238U trong mẫu thông qua việc xác định hoạt độ

của đồng vị con của nó là 214Bi. Hoàn toàn tương tự, có thể xác định hoạt độ của

đồng vị 232Th trong mẫu thông qua việc xác định hoạt độ của đồng vị con của nó là

208Tl. Độ rộng của mỗi cửa sổ được chọn bằng 15% giá trị năng lượng của đỉnh

xung quanh năng lượng của tâm đỉnh. Các độ rộng này gần như bao trọn các đỉnh

dùng để phân tích. Phổ phông và phổ của các mẫu chuẩn IAEA-RGK-1, IAEA-

RGU-1 và IAEA- RGTh-1 được trình bày trong hình 3.11.

Gọi ji , là tốc độ đếm sau khi đã trừ phông trong vùng phổ thứ i của chuẩn

thứ j (với i =1, 2, 3 dùng để chỉ số thứ tự của cửa sổ còn j=1, 2, 3 dùng để chỉ các

mẫu chuẩn của K, U và Th). Tốc độ đếm ji , sẽ tỉ lệ với hoạt độ jnA , của đồng vị thứ

n cần phân tích (n=1, 2 và 3 tương ứng với 40K, 238U và 232Th) theo công thức sau:

3

, , ,

1

i k i n n i

n

e A=

= (3.1)

Trong đó nie , là các hiệu suất đếm trong vùng đỉnh thứ i cho đồng vị thứ n.

Tốc độ đếm sau khi đã trừ phông được xác định bằng công thức sau:

Rt

Nbi

j

ji

ji ,

,

,−=

(3.2)

trong đó jit , là thời gian đo của mẫu chuẩn thứ j còn jiN , là số đếm và biR , là

số đếm phông trong vùng phổ thứ i.

Phương trình (3.1) là hệ phương trình đại số tuyến tính 3 ẩn. Ba ẩn cần tìm

chính là hoạt độ riêng AK, ATh và AU của các đồng vị K, U và Th có trong mẫu. Có

thể dùng hệ phương trình (3.1) để xác định hoạt độ của các đồng vị 40K (AK), 238U

(AU) và 232Th (ATh) trong mẫu xi măng bất kỳ nào đó nếu biết 9 hệ số chuẩn nie , và

đo được các tốc độ đếm riêng αK, αTh và αTh trong 3 vùng phổ của phổ gamma của

mẫu đang phân tích. Trong thực tế, có thể đơn giản hóa phương pháp này từ lập

luận sau đây. Các đồng vị K và U gần như không thể đóng góp số đếm vào vùng

phổ của đồng vị Th do năng lượng của các vùng phổ của K (1,46 MeV) và U (1,76

MeV) nhỏ hơn nhiều so với năng lượng của vùng phổ của đồng vị Th (2,62 MeV).

Như vậy, có thể xác định được các hoạt độ AK, ATh và AU của các đồng vị K, U và

63

Th từ hệ phương trình sau [65], [67]:

1,1 1,2 1,3

2,2 2,3

3,2 3,3

K U ThK

U ThU

U ThTh

e e eA A A

e eA A

e eA A

= + +

= +

= +

(3.3)

Trong hệ phương trình (3.3) chỉ xuất hiện 7 tham số chuẩn cần xác định là:

e1,1, e1,2, e1,3, e2,2, e2,3, e3,2 và e3,3 thay vị 9 tham số như trong hệ phương trình (3.1).

- Chuẩn Kali (RGK-1) hầu hết là Kali Sunphat (99,8%) và 40K với 9869 Bq

còn hàm lượng urani và thori với lượng tương ứng thấp hơn 0,001 và 0,01 ppm.

- Chuẩn Urani (RGU-1) quặng urani bị pha loãng bởi SiO2 với hoạt độ

238U là 3527 Bq, một lượng có thể bỏ qua của K (< 0,00234 ppm) và còn lại của

Th (< 1 ppm).

- Chuẩn Thori (RGTh-1) là quặng Thori pha loãng với SiO2, còn hoạt độ

232Th là 2298 Bq, và lượng còn lại 238U (18Bq), 40K (0,07 Bq). Sự bất định trong các

giá trị hoạt độ phóng xạ của K, U và Th tương ứng là 0,7%, 0,5% và 2%.

Nếu đo phổ gamma của các mẫu chuẩn này đồng thời với phổ phông, ta sẽ có

được các đại lượng αK, αU và αTh. Biết các Hoạt độ AU, ATh và AK và dùng hệ phương

trình (3.3), dễ dàng tìm được các hệ số chuẩn e1,1, e1,2, e1,3, e2,2, e2,3, e3,2 và e3,3.

Vì rằng mẫu chuẩn RGU-1 chỉ thuần túy chứa U còn mẫu chuẩn RGK-1 chỉ

có K2SO4 nên Th và K không thể ảnh hưởng đến việc xác định hoạt độ của U trong

mẫu RGU-1 còn Th và U không ảnh hưởng đến việc xác định hoạt độ của K trong

mẫu RGK-1. Cần chú ý là trong mẫu chuẩn RGTh-1 có pha tạp một lượng nhỏ U

nên không thể bỏ qua ảnh hưởng của U đến việc xác định hoạt độ của Th trong mẫu

này. Tuy nhiên có thể bỏ qua ảnh hưởng của K. Vì vậy, từ phổ gamma của mẫu

chuẩn RGK-1 ta có:

Ae

1,1

1,1

1,1

= (3.4)

Còn từ phổ gamma của mẫu chuẩn RGU-1 ta có:

Ae

2,2

2,1

2,1

=

Ae

2,2

2,2

2,2

=

(3.5)

64

Và cuối cùng, từ phổ gamma của mẫu chuẩn RGTh-1 ta có:

1,2

2,31,3

2,2

1,3

3,3

2,2

2,32,3

2,3

2,3

3,3

AA

eA

AA

eA

−

=

−

=

(3.6)

Có thể xác định các hệ số chuẩn còn lại nếu kết hợp cả đóng góp của U và Th

trong vùng phổ thứ ba: [65]

3,2

3,2

2,2

3,2

2,33,3

2,2

3,3

3,3

eA

AA

eA

=

−

=

(3.7)

Các công thức từ (3.4) đến (3.7) cho phép chúng tôi dễ dàng xác định được

các tham số chuẩn hàm lượng từ phổ gamma phông và phổ gamma của các mẫu

chuẩn RGK-1, RGU-1 và RGTh-1. Các phổ này được đưa ra trong các hình từ

(3.1) đến (3.4). Giá trị của các hoạt độ trong các mẫu chuẩn của IAEA là:

A11=9869 Bq, A12=129,55 Bq, A13=0,07 Bq, A22=3527 Bq, A23=18 Bq và

A33=2298 Bq. Các tốc độ đếm tổng cộng được xác định theo công thức (2) trong

từng cửa sổ năng lượng. Bảng 3.6 liệt kê giá trị của các hệ số chuẩn xác định từ

các phổ này theo thuật toán đã nêu ở trên.

Bảng 3.6. Giá trị của các hệ số chuẩn xác định từ các phổ chuẩn của IAEA.

e11 e12 e13 e22 e23 e32 e33

7,22

×10-4

1,03

×10-4

-2,41

×10-4

7,93

×10-4

-4,42

×10-4

- 2,43

×10-5

1,29

×10-3

Khi đã biết được các hệ số chuẩn này, từ phổ gamma đo được của mẫu xi

măng, dễ dàng xác định được hoạt độ của các đồng vị phóng xạ tự nhiên uran, thori

và kali theo các công thức sau:

ee

ee

eeA

ThU

Th

2,3

3,3

2,2

3,2

2,32,2

−

−

(3.8)

65

A

ee

eA Th

U

U

2,2

3,2

2,2

− (3.9)

A

ee

Aee

eA ThU

K

K

1,1

3,1

1,1

2,1

1,1

−− (3.10)

Sai số hoạt độ của 40K, 238U và 232Th có thể do các hiệu ứng sau. Hiệu ứng

thứ nhất liên quan đến sai khác về khả năng hấp thụ gamma giữa mẫu chuẩn và mẫu

cần phân tích. Tuy nhiên sai số gây ra do nguyên nhân này thường không quá lớn và

có thể bỏ qua. Sai số chủ yếu sẽ là do các nguồn: sai số thống kê khi ghi nhận bức

xạ gamma, sai số do xác định các hệ số chuẩn và sai số do xác định khối lượng.

Ngoài ra, nếu mẫu không cân bằng về mặt phóng xạ cũng sẽ dẫn đến sai số của kết

quả cuối cùng. Sai số của hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên

có thể tính bằng các công thức sau [65], [68]:

( ) 2/1

,11

1,1

1RN

eb

tA

tK

+=

( ) 2/1

,22

2,2

1RN

eb

tA

tU

+=

( ) 2/1

,33

3,3

1RN

eb

tA

tTh

+=

(3.11)

Chúng tôi đã viết phần mềm có tên là XIMANG để xác định tự động hoạt

độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong các mẫu VLXD sử

dụng phổ kế gamma dùng detector nhấp nháy theo phương pháp trên. Phần mềm

được viết bằng ngôn ngữ QB64 và sơ đồ khối của phần mềm này được đưa ra

trong hình 3.12[69].

66

Hình 3.12. Lưu đồ thuật toán xác định tự động hàm lượng của các đồng vị phóng

xạ tự nhiên trong các mẫu xi măng bằng phổ kế gamma dùng detector NaI(Tl).

Trong phần phụ lục, chúng tôi đã in toàn bộ các chương trình máy tính dùng

để thực hiện thuật toán này, cụ thể là:

- Phụ lục 1: Chương trình tính các hệ số alpha dùng mẫu chuẩn IAEA-RGK-1.

-Phụ lục 2: Chương trình tính các hệ số alpha dùng mẫu chuẩn IAEA-RGTh-1.

- Phụ lục 3: Chương trình tính các hệ số alpha dùng mẫu chuẩn IAEA-RGU-1.

- Phụ lục 4: Chương trình tính các hệ số e(i, j).

-Phụ lục 5: Chương trình XIMANG dùng để biểu diễn và phân tích phổ

gamma đo bằng detector nhấp nháy NaI(Tl).

67

3.5. Phương pháp xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự

nhiên dùng phổ kế gamma với detector bán dẫn siêu tinh khiết HPGe

Để đo hoạt độ của các đồng vị phóng xạ có trong các mẫu VLXD, phương

pháp thích hợp nhất là sử dụng các hệ phổ kế gamma phông thấp với detector bán

dẫn có phân giải năng lượng cao và hiệu suất ghi lớn. Hiện nay tại rất nhiều phòng

thí nghiệm đã có hệ đo này. Có hai kỹ thuật đo: Kỹ thuật đo tuyệt đối và kỹ thuật đo

tương đối. Kỹ thuật đo tuyệt đối không yêu cầu phải có mẫu chuẩn nhưng việc phân

tích kết quả rất phức tạp nếu muốn giảm sai số của kết quả đo. Kỹ thuật đo tương

đối đơn giản hơn và thường cho kết quả chính xác hơn. Tuy nhiên kỹ thuật đo

tương đối yêu cầu phải có mẫu chuẩn có hình học và thành phần hóa học của mẫu

tương đối giống với hình học và thành phần hóa học của mẫu phân tích.

Trước khi đo hoạt độ của các đồng vị phóng xạ trong mẫu, cần tiến hành các

phép đo chuẩn sau đây:

- Đường cong chuẩn năng lượng: sự phụ thuộc của kênh trên máy phân tích

biên độ vào năng lượng gamma.

- Đường cong chuẩn dạng đỉnh (độ rộng đỉnh tại một nửa chiều cao và

thường được ký hiệu bằng FWHM): sự phụ thuộc của đại lượng FWHM vào năng

lượng gamma.

- Đường cong chuẩn hiệu suất ghi: sự phụ thuộc của hiệu suất ghi của hệ đo

vào năng lượng gamma. Hiệu suất ghi phụ thuộc vào hiệu suất ghi nội tại của hệ đo,

vào hình học của detector và mẫu đo, vào cách xếp đặt vị trí tương hỗ giữa detector

và mẫu đo, vào các vật liệu che chắn detector và phân bố tương hỗ của chúng so với

detector, vào thành phần hóa học của mẫu phân tích.

3.5.1. Phân tích số liệu khi dùng phương pháp tuyệt đối để xác định hoạt độ

phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên

Hoạt độ phóng xạ của đồng vị trong mẫu đo được tính bằng công thức sau [70]:

54321 ........ KKKKKmt

NA

s=

(3.12)

Trong đó N là diện tích (số đếm) của đỉnh sau khi đã hiệu chỉnh đóng góp

của phông và được tính bằng công thức [71]:

b

b

ss Nt

tNN =

(3.13)

68

Trong đó:

- Ns là diện tích đỉnh trong phổ mẫu;

- Nb là diện tích của đỉnh trong phổ phông;

- là hiệu suất ghi tại năng lượng tương ứng;

- ts là thời gian thực đo mẫu tính bằng giây;

- tb là thời gian thực đo phông tính bằng giây;

- m là khối lượng của mẫu tính theo đơn vị kg;

- là xác suất phát gamma có năng lượng tương ứng của đồng vị cần

phân tích.

K1 là thừa số hiệu chỉnh mất số đếm do phân rã của đồng vị kể từ thời điểm

lấy mẫu cho đến khi bắt đầu tiến hành phép đo phổ:

−=

2/1

1

).2ln(exp

T

tK

(3.14)

Với t là thời gian kể từ thời điểm lấy mẫu cho đến khi bắt đầu tiến hành

phép đo phổ còn T1/2 là chu kỳ bán rã của đồng vị.

K2 là thừa số hiệu chỉnh mất số đếm do phân rã của đồng vị trong thời gian

tiến hành phép đo phổ:

−=

2/1

2/12

).2ln(exp1

).2ln( T

t

t

TK r

r

(3.15)

Với tr là thời gian đo bằng đồng hồ.

K3 là thừa số hiệu chỉnh mất số đếm do hiệu ứng tự hấp thụ gamma trong

mẫu đo. Hiệu chính tự hấp thụ được định nghĩa là tỉ số giữa hiệu suất ghi gamma

toàn phần ),( E tại năng lượng tương ứng với đỉnh của mẫu đo có hệ số suy giảm

tuyến tính hiệu suất ghi gamma ),( Eref của mẫu chuẩn tại cùng một năng

lượng nhưng có hệ số suy giảm tuyến tính là ref :

),(

),(3

E

EK

ref

=

(3.16)

Hiển nhiên là nếu cả mẫu đo và mẫu chuẩn có thành phần giống nhau hoàn

toàn thì K3=1.

K4 là thừa số hiệu chỉnh mất số đếm do hiệu ứng trùng phùng ngẫu nhiên.

Bản chất của hiệu ứng này là: nếu tại cùng một thời điểm (nằm trong khoảng thời

69

gian phân giả của detector), detector gamma ghi nhận nhiều hơn một lượng tử

gamma thì tín hiệu tạo thành sẽ có biên độ là tổng của các biên độ tương ứng với

năng lượng của các gamma này. Hiển nhiên vị trí của xung này trên phổ sẽ không

rơi vào vị tró của đỉnh đang xét và số đếm của đỉnh đang xét sẽ bị giảm đi. Thừa số

K4 rõ ràng sẽ phụ thuộc vào tốc độ đếm và có thể xác định bằng công thức sau:

( ).2exp4 RK −= (3.17)

Trong đó là phân giải thời gian của hệ phổ kế còn R là tốc độ đếm trung

bình. Nếu tốc độ đếm nhỏ thì có thể bỏ qua hiệu ứng này và giá trị của K4 được xem

là bằng 1.

K5 là thừa số hiệu chỉnh mất số đếm do hiệu ứng trùng phùng thực tổng. Bản chất

của hiệu ứng này là: nếu đồng vị đang đo phát gamma liên tiếp cùng một lúc theo sơ đồ

nối tầng thì tồn tại một xác suất để các gamma này đồng thời bay vào detector. Sự kiện

này sẽ không được ghi nhận tại đỉnh có năng lượng E đang xét và do đó làm giảm diện

tích của đỉnh. Có thể dùng công thức dưới đây để đánh giá thừa số K5[68]:

)(

)(5

E

EK

ap

=

(3.18)

Với εap là hiệu suất ghi biểu kiến của hệ đo tại năng lượng E còn )(E là hiệu

suất ghi của hệ đo tại năng lượng này khi dùng nguồn phát gamma đơn lẻ (hoặc tính

bằng phương pháp Monte-Carlo). Nếu đồng vị phát gamma đơn thì K5=1. Ngoài ra, nếu

cả mẫu đo lẫn mẫu chuẩn đều chứa đồng vị cần phân tích thì có thể bỏ qua hiệu chính

này (tức là K5=1). Thừa số K5 phụ thuộc vào sơ đồ phân rã gamma của đồng vị phân

tích, phụ thuộc vào hình học và thành phân của mẫu đo và vào các tham số của detector.

Bảng 3.7. Ước lượng sai số của phương pháp đo tuyệt đối [70].

Nguồn sai số Ký hiệu Khoảng sai số

(%)

Sai số thường

gặp (%)

Diện tích đỉnh

Xác suất phát gamma

Hấp thụ

Trùng phùng tổng (hoặc thực)

Chu kỳ bán rã

Hiệu suất ghi của hệ đo

Cân mẫu

N

K3

K5

T1/2

ε

m

0,1– 20

0,1– 11

0,1 - 5

1 - 15

0,01 – 1

1 – 5

0,01 - 1

5

<2

<1

<3

<0,2

2

<0,5

70

Sai số của hoạt độ phóng xạ riêng phụ thuộc vào một số nguồn sai số khác

nhau. Trong bảng 3.7 trình bày ước lượng của các nguồn sai số quan trọng nhất.

Chú ý rằng đây chỉ là ước lượng. Tùy vào trường hợp cụ thể mà các nguồn sai số

cũng như giá trị của các sai số này sẽ thay đổi. Do vậy, trong mỗi phép đo cần phải

tìm ra các nguồn sai số và đánh giá định lượng độ lớn của chúng. Có thể chia các

nguồn sai số thành bốn loại sau:

- Sai số trong quá trình chuẩn bị mẫu

- Sai số do chuẩn năng lượng và chuẩn hiệu suất ghi

- Sai số do đo gamma

- Sai số do số liệu hạt nhân.

Bây giờ chúng ta sẽ phân tích chi tiết hơn các nguồn sai số này.

a) Sai số trong quá trình chuẩn bị mẫu, có thể gặp phải những loại sai số sau:

- Sai số gây ra do đồng vị cần đo bị mất khỏi mẫu đo hoặc được thêm vào từ

bên ngoài

- Sai số gây ra do cân lượng mẫu hoặc khi đong thể tích mẫu

- Sai số gây ra do mẫu không đồng nhất

- Sai số gây ra trong quá trình tiền sử lý mẫu nhằm tăng hàm lượng của đồng vị

b) Sai số do chuẩn năng lượng và chuẩn hiệu suất ghi do:

- Sai số gây ra do hệ đo làm việc không ổn định trong khi đo chuẩn.

- Sai số gây ra do dạng hàm dùng để chuẩn năng lượng không chính xác hoặc

do tính sai các hệ số của đường chuẩn năng lượng.

- Sai số gây ra do dạng hàm dùng để chuẩn hiệu suất ghi của hệ đo không

chính xác hoặc do tính sai các hệ số chuẩn hiệu suất ghi của hệ đo.

c) Sai số gặp phải trong quá trình đo gamma, cụ thể là:

- Sai số gây ra do sai khác hình học giữa phép đo mẫu phân tích và đo mẫu chuẩn.

- Sai số gây ra do trùng phùng ngẫu nhiên.

- Sai số gây ra do trùng phùng tổng.

- Sai số gây ra do thời gian chết.

- Sai số gây ra do thời gian (thời gian đo, thời gian rã).

- Sai số gây ra do hiệu ứng tự hấp thụ.

- Sai số gây ra do tính diện tích đỉnh.

- Sai số gây ra do hiệu ứng thống kê trong quá trình ghi nhận bức xạ gamma.

71

d) Sai số gây ra do số liệu hạt nhân không chính xác bao gồm:

- Sai số gây ra do số liệu về chu kỳ bán rã không chính xác.

- Sai số gây ra do số liệu về xác suất rã gamma không chính xác.

Sai số cuối cùng của hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự

nhiên sẽ được tính bằng cách sử dụng công thức truyền sai số có dạng:

( ) ( )2

2

1 2

1

( , ,..., ) ( )n

c n i

i i

yu y x x x u x

x=

=

(3.19)

Ý nghĩa của công thức này là: Nếu đại lượng cần đo y (hoạt độ) được xác định

thông qua n đại lượng x1, x2, …, xn, tức là y(x1, x2,…,xn) thì sai số chuẩn uc(y) sẽ được

tính qua n sai số chuẩn u(x1), u(x2),…, u(xn) bằng công thức truyền sai số (3.19).

3.5.2. Xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên

bằng phương pháp tương đối

Thông thường phương pháp tuyệt đối sẽ cho kết quả với sai số tương đối lớn

do việc xác định một cách chính xác các tham số trên không dễ. Để khắc phục

những khó khăn này, có thể dùng phương pháp phân tích tương đối. Phương pháp

tương đối đơn giản hơn nhiều so với phương pháp tuyệt đối vì có thể bỏ qua một

loạt các hiệu chính do các hiệu ứng đã liệt kê ở trên gây ra. Tuy nhiên phương pháp

này yêu cầu phải có các mẫu chuẩn. Thành phần chất nền, mật độ, hình học của

mẫu chuẩn phải giống với các mẫu phân tích. Chúng tôi đã sử dụng phương pháp

phân tích tương đối dùng 3 mẫu chuẩn chuẩn IAEA-RGK-1, IAEA-RGTh-1 và

IAEA-RGU-1 để xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự

nhiên trong các mẫu VLXD.

Hoạt độ riêng của đồng vị phóng xạ được xác định bằng cách so sánh hoạt độ

phóng xạ của mẫu cần đo với hoạt độ của mẫu chuẩn đã biết. Mẫu đo và mẫu chuẩn

phải được đo trong cùng một điều kiện và tương đồng về mặt hình học, mật độ,

thành phần hóa học. Khi đó hoạt độ riêng của đồng vị trong mẫu đo được xác định

bởi công thức[72]:

m 1/2,i

s 1/2,i

0,693t /T

Smm S 0,693t /T

s m

MC 1 eA A

C M 1 e

−

−

−=

−

(3.20)

Trong đó:

Am, As là hoạt độ riêng của mẫu đo và mẫu chuẩn tại thời điểm (Bq/kg);

Cs vận tốc đếm đã trừ phông tại đỉnh năng lượngcủa mẫu chuẩn;

72

Cm vận tốc đếm đã trừ phông tại đỉnh năng lượng của mẫu đo;

Mm, Ms khối lượng của mẫu đo và mẫu chuẩn;

tm, ts thời gian đo mẫu và thời gian đo chuẩn;

T1/2,i chu kỳ ban rã của đồng vị cần đo.

Sai số của hoạt độ phụ thuộc chủ yếu vào các sai số riêng là: sai số diện tích

đỉnh gamma của mẫu chuẩn và mẫu đo, sai số khối lượng của mẫu chuẩn và mẫu đo

và sai số về hoạt độ riêng của mẫu chuẩn. Công thức tính sai số tương đối của hoạt

độ có dạng:

s s sm m m

2 2 22 2

A M CA M C

m s m s m sA A M M C C

= + + + +

(3.21)

Trong đó Am, As, Mm, Ms, Cm độ lệch chuẩn của các đại lượng Am, As,

Mm, Ms, Cm, Cs.

3.6. Đánh giá mức độ nguy hiểm của phóng xạ tự nhiên trong các mẫu VLXD

Phóng xạ có trong VLXD sẽ ảnh hưởng đến sức khỏe của cư dân. Vì vậy,

việc đánh giá ảnh hưởng này là quan trọng để có thể biết được mức độ nguy hại khi

sử dụng các VLXD đã khảo sát. Người ta đã đưa ra một số đại lượng cần để đánh

giá mức độ nguy hiểm của phóng xạ đến con người. Trong phần này, chúng tôi sẽ

trình bày cách đánh giá một số đại lượng thường dùng nhất.

3.6.1. Hoạt độ tương đương radium

Chiếu xạ do phóng xạ tự nhiên trong các VLXD chủ yếu là do các đồng vị

226Ra, 232Th và 40K. Tỉ lệ hàm lượng của các đồng vị này trong các vật liệu khác

nhau thường là khác nhau. Để thay thế cho hiệu ứng bức xạ gây ra do hoạt độ

phóng xạ riêng của 226Ra, 232Th và 40K chỉ bằng một đại lượng duy nhất, người ta đã

đưa ra khái niệm “Hoạt độ tương đương radium” và ký hiệu bằng Raeq. Hoạt độ

tương đương radium được xác định bằng tổng tính theo trọng số của hoạt độ riêng

của các đồng vị 226Ra, 232Th và 40K dựa vào giả thiết rằng: 10 Bq/kg của 226Ra, 7

Bq/kg của 232Th và 130 Bq/kg của 40K sẽ tạo ra cùng một liều chiếu. Công thức để

tính Raeq có dạng [24], [73]:

10 10

7 130

= + +

eq Ra Th KRa A A A (3.2)

Trong đó ARa, ATh và AK là hoạt độ phóng xạ riêng của 226Ra, 232Th và 40K

tính bằng đơn vị Bq/kg. Giá trị an toàn của Raeq đối với VLXD là không lớn hơn

370 Bq/kg [33].

73

3.6.2. Các chỉ số nguy hiểm do chiếu xạ ngoài và chiếu xạ trong

Chỉ số nguy hiểm do chiếu xạ ngoài ký hiệu là Hex được tính từ Raeq với giả

thiết rằng cực đại của nó (bằng 1) sẽ tương đương với giới hạn trên của hoạt độ

tương đương radium (370 Bq/kg). Để phóng xạ trong vật liệu không gây nguy hiểm

đến con người, Hex cần có giá trị nhỏ hơn 1. Khi đó chiếu xạ do VLXD sẽ nhỏ hơn

giới hạn 1.0 mSv/năm. Chỉ số nguy hiểm do chiếu xạ ngoài Hex được tính bằng

công thức sau [24], [74], [75]:

Ra Th Kex

A A AH + + 1

370 259 4810= (3.23)

Tương tự, người ta đưa ra đại lượng “Chỉ số nguy hiểm do chiếu xạ trong” được

ký hiệu là Hin. Công thức để tính Chỉ số nguy hiểm do chiếu xạ trong có dạng[76]:

Ra Th KA A A

H + + 1185 259 4810

= in (3.24)

3.6.3. Suất liều hấp thụ ở độ cao 1m

Suất liều hấp thụ DR tính bằng đơn vị nGy/giờ do đồng vị 40K và các đồng vị

phóng xạ thuộc các chuỗi phân rã của 232Th và 238U gây ra được tính bằng công

thức[76], [77]

10,462 0,604 0,0417 80 .R Ra Th KD A A A nGy h−= + + (3.25)

Trong đó ARa, ATh và AK là các hoạt độ phóng xạ trung bình của các đồng

vị phóng xạ 226Ra, 232Th và 40K tính bằng đơn vị Bq/kg. Suất liều hấp thụ tính

theo công thức này là suất liều tại độ cao 1 mét trong không khí tính từ mặt đất

với giả thiết rằng các đồng vị phóng xạ phân bố đều. Các hệ số trong công thức

này được gọi là các hệ số chuyển hóa suất liều. Giá trị ngưỡng an toàn của DR là

80 nGy/giờ [33].

3.6.4. Liều hiệu dụng hàng năm

Liều chiếu hiệu dụng tính cho một năm với đơn vị là mSv/năm được tính

bằng công thức sau [33], [78], [81]:

1 1 1 6( . ) ( . ) 8760( ) 0,8 0,7( . ) 10AED mSv y D nGy h h Sv Gy− − − −= (3.26)

Trong đó DR là suất liều hấp thụ. Hệ số 0,8 liên quan đến giả thiết rằng mỗi

người sẽ cư trú trong ngôi nhà của mình đến 80% tổng thời gian trong năm. Hệ số

0.7 Sv/Gy dùng để chuyển liều hấp thụ trong không khí thành liều hiệu dụng mà

một người lớn sẽ bị chiếu [33].

Chương trình máy tính dùng để tính các hệ số này được đưa ra trong phụ lục

6 ở phần phụ lục.

74

CHƯƠNG 4

CÁC KẾT QUẢ THỰC NGHIỆM VÀ THẢO LUẬN

Trong chương này, chúng tôi sẽ trình bày các kết quả đã thu được trong các

thí nghiệm phân tích để xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ

tự nhiên trong các mẫu VLXD. Các mẫu VLXD mà chúng tôi đã phân tích bao

gồm: xi măng (loại Portland và loại hỗn hợp), đất, cát và gạch xây dựng. Nguồn gốc

của các mẫu VLXD, cách xử lý mẫu và phương pháp phân tích đã được nêu trong

chương 3. Chúng tôi đã dùng phổ kế gamma với cả 2 loại detector: detector NaI(Tl)

và detector bán dẫn phân giải năng lượng cao HPGe. Lý do của việc sử dụng cả

detector NaI(Tl) để nghiên cứu là ở chỗ NaI(Tl) sẽ là loại detector chính trong

những nghiên cứu sau này của chúng tôi tại CHDCND Lào. Điều này xuất phát từ

thực tế rằng các detector bán dẫn khá đắt tiền và cần phải có nitơ lỏng khi đo. Điều

kiện này khó áp dụng tại CHDCND Lào.

4.1. Chuẩn năng lượng

Việc chuẩn năng lượng cần thiết để đoán nhận chính xác các đồng vị phóng

xạ có mặt trong mẫu cần đo. Để chuẩn năng lượng, người ta dùng các mẫu chuẩn

phát ra gamma có năng lượng đã biết. Thường các nguồn chuẩn đơn nguyên tố như

22Na, 137Cs, 60Co, 152Eu,... được dùng. Các bộ biến đổi biên độ xung từ tương tự

sang số (ADC) ngày nay có độ tuyến tính khá cao nên việc dùng nhiều nguồn chuẩn

là không cần thiết [80]. Chúng tôi đã sử dụng 2 nguồn chuẩn 137Cs (phát gamma với

năng lượng 661,7 keV) và 60Co (phát các gamma có năng lượng tương ứng là

1173,2 và 1332,5 keV). Qua 3 điểm với các năng lượng tương ứng là 661.7 keV,

1173,2 keV và 1332,5 keV, chúng tôi dễ dàng xây dựng được đường chuẩn năng

lượng bằng công thức:

E (keV) = a1 × C + a0 (4.1)

Trong đó:

E là năng lượng của bức xạ gamma tính bằng keV;

C là số kênh tương ứng của tâm đỉnh trong phổ gamma;

a1 và a0 là các hệ số chuẩn được xác định bằng phương pháp bình

phương tối thiểu.

Hình 4.1 là các đường chuẩn năng lượng của phổ kế gamma trong đó hình

4.1a là đường chuẩn năng lượng với detector nhấp nháy NaI(Tl) dùng các nguồn

75

137Cs và 60Co còn hình 4.1b là đường chuẩn năng lượng với detector bán dẫn HPGe

dùng nguồn chuẩn da đỉnh 152Eu[83], [84].

Hình 4.1. Phổ và chuẩn năng lượng của phổ kế gamma:

(a), (b) Phổ và đường chuẩn năng lượng với detector nhấp nháy

NaI(Tl) dùng nguồn 137Cs và 60CO.

(c), (d) Phổ và đường chuẩn năng lượng với detector HPGe dùng

nguồn 152Eu.

4.2. Xây dựng đường cong hiệu suất ghi của detector HPGe

Hiệu suất ghi là xác suất để một lượng tử gamma do mẫu phát ra sẽ được

detector ghi nhận. Hiệu suất ghi ngoài phụ thuộc vào năng lượng E của bức xạ

gamma, vào hình học của detector (chiều dài, bán kính của detector, khoảng cách

giữa mẫu và detector và hình học của mẫu). Hiệu suất ghi đỉnh hấp thụ toàn phần

được tính bằng tỉ số giữa số đếm trong vùng đỉnh và số bức xạ gamma do mẫu phát

ra. Công thức tính hiệu suất đỉnh hấp thụ toàn phần có dạng [3]:

PS

R

= (4.2)

Trong đó, R là tốc độ đếm bức xạ gamma bị hấp thụ hoàn toàn trong detectơ

và số đếm tương ứng sẽ rơi vào đỉnh hấp thụ toàn phần, S là hoạt độ của nguồn chuẩn

76

thường được tính theo đơn vị Bq (số gamma do nguồn phát ra trong 1 giây), P là

xác suất phát bức xạ gamma có năng lượng tương ứng. Hoạt độ của nguồn cần được

hiệu chỉnh do quá trình phân rã kể từ khi nó được sản xuất cho đến thời điểm đo hiện

tại. Để thực hiện được việc hiệu chính này, cần phải biết chu kỳ bán rã của đồng vị

tương ứng. Thông thường số liệu này được tra cứu từ các bảng đồng vị có sẵn.

Bảng 4.1. Hiệu suất ghi tại một số định năng lượng xác định của nguồn IAEA-RGU-1

Đồng vị Eγ (KeV) Diện tích đỉnh Xác suất phát (%) Hiệu suất ghi

Ra-226 186,2 43573,5 3,56 0,01823±1,71E-04

Pb-214 241,9 72698,6 7,27 0,01488±1,15E-04

Pb-214 295,2 160566,6 18,4 0,01297±8,89E-05

Pb-214 351,9 270184 35,6 0,01129±7,53E-05

Bi-214 609,3 206332,9 45,5 0,00635±4,88E-05

Bi-214 768,3 18533,8 4,9 0,00514±5,18E-05

Bi-214 806,1 4168 1,3 0,00491±8,50E-05

Bi-214 934,1 9457,3 3,1 0,00454±5,62E-05

Bi-214 1120,3 40443,3 14,9 0,00404±3,27E-05

Bi-214 1155,2 4504,7 1,6 0,0041±6,83E-05

Bi-214 1238,1 14072,4 5,8 0,00389±4,15E-05

Bi-214 1280,9 3812 1,4 0,00395±7,03E-05

Bi-214 1377,7 10138,5 3,9 0,0038±4,55E-05

Bi-214 1509,2 4672,6 2,1 0,00347±5,73E-05

Bi-214 1661,3 2190,9 1,05 0,00311±7,37E-05

Bi-214 1729,6 6283,2 2,8 0,00313±4,52E-05

Bi-214 1764,5 30831,4 15,3 0,003±2,68E-05

Bi-214 1847,4 3681,9 2,02 0,00275±5,10E-05

Bi-214 2118,6 1928,3 1,2 0,00248±5,94E-05

Bi-214 2204,2 8077,2 4,9 0,00245±3,31E-05

Bi-214 2447,9 2341,2 1,5 0,00225±4,95E-05

77

Cách tốt nhất để xác định hiệu suất ghi của detector là dùng mẫu chuẩn có

kích thước hoàn toàn giống với các mẫu cần phân tích. Chúng tôi đã sử dụng mẫu

chuẩn IAEA-RGU-1 để xác định đường cong hiệu suất ghi của detector. Mẫu chuẩn

này có các đồng vị là sản phẩm phân rã của đồng vị 238U[60]. Tên của các đồng vị,

năng lượng gamma do chúng phát ra và xác suất phát được liệt kê trong Bảng 4.1.

Từ phổ gamma đo được bằng detector bán dẫn HPGe tại Trung tâm vật lý hạt nhân

của Viện vật lý, chúng tôi đã xác định được hiệu suất ghi của detector này. Các giá

trị của hiệu suất ghi được liệt kê trong cột cuối cùng của Bảng 4.1.

Sự phụ thuộc của hiệu suất ghi của detector (các giá trị trong cột 5 của Bảng

4.1) vào năng lượng của gamma (các giá trị trong cột 2 của Bảng 4.1) được biểu

diễn bằng đa thức bậc 5 có dạng:

2 .3 4 5

0 1 2 3 4 5= + + + + +y A A x A x A x A x A x (4.3)

Trong đó các hệ số A0, A1, A2, A3, A4 và A5 được xác định bằng phương

pháp bình phương tối thiểu dùng phần mềm OriginPro 8.6. Giá trị của các hệ số này

được liệt kê trong bảng 4.2. Đường cong hiệu suất ghi được trình bày trong hình 4.1

trong đó ngoài các điểm thực nghiệm còn có đường cong làm khớp (đường liền

nét). Có thể thấy từ Hình 4.1 rằng đa thức bậc 5 trong công thức (4.3) mô tả rất tốt

sự phụ thuộc của hiệu suất ghi của detector HPGe vào năng lượng.

Việc xác định hiệu suất ghi của phổ kế gamma với detector NaI(Tl) là không

cần thiết vì như đã trình bày trong chương 3 về thuật toán phân tích phổ gamma đo

bằng detector nhấp nháy NaI(Tl), để tính ra hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị

phóng xạ tự nhiên, chúng tôi đã sử dụng các mẫu chuẩn của IAEA nên không cần

phải biết hiệu suất ghi của detector NaI(Tl).

78

Hình 4.2. Đường cong hiệu suất ghi của detector dùng mẫu IAEA-RGU-1.

Bảng 4.2. Giá trị và sai số chuẩn của các hệ số A0, A1, A2, A3, A4, A5

Các hệ số Giá trị

A0 0,0296±4,72E-04

A1 -8,16E-05±2,62E-06

A2 1,05E-07±4,95E-09

A3 -6,64E-11±4,20E-12

A4 2,03E-14±1,64E-15

A5 -2,41E-18±2,39E-19

4.3. Xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong

các mẫu VLXD bằng phổ kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe

Hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong các mẫu

VLXD được xác định bằng phổ kế gamma dùng detector bán dẫn. Riêng đối với các

mẫu xi măng, chúng tôi đã xây dựng quy trình phân tích dùng cả detector nhấp

nháy. Thời gian đo các mẫu khoảng 72000 giây để đảm bảo thống kê.

Detector bán dẫn mà chúng tôi đã sử dụng thuộc loại HPGe kiểu p có dạng

hình trụ cới mã số là N0.GEM20P4-70 của hãng ORTEC. Có đường kính tinh thể

79

53 mm, chiều cao tinh thể 54,7 mm. Hiệu suất ghi tương đối là 20% (so với hiệu

suất ghi của detector NaI(Tl) hình trụ kích thước 3inch×3inch). Phân giải năng

lượng của detector tại đỉnh 1332 keV của đồng vị 60Co là 1,8 keV. Tỉ số

Đỉnh/Compton bằng 55/1. Phổ kế gamma được lắp ghép từ các khối điện tử chuyên

dụng được chế tạo bởi hãng ORTEC theo chuẩn NIM bao gồm các khối điện tử sau:

khối cao thế, khối khuyếch đại (257A) và khối phân tích đa kênh cắm vào máy tính

có ký hiệu PCA-MR 8192 ACCUSPEC. Phần mềm thu nhận, hiển thị và phân tích

phổ MAESTRO-32 cũng được mua từ hãng ORTEC. Detector được đặt trong

buồng chì giảm phông chuẩn có ký hiệu 747 nhập từ hãng CANBERA của Mỹ. Bề

dày của thành buồng chì là 10 cm. Mặt trong của buồng chì được phủ bằng một lớp

đồng mỏng nhằm mục đích giảm các tia-X của chì.

Hoạt độ của đồng vị 40K được tính dựa vào đỉnh 1460,8 keV với xác suất

phát gamma là 10,7%. Hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị 226Ra và 232Th được

tính dựa vào một số đỉnh còn hoạt độ cuối cùng của các đồng vị này sẽ là trung bình

theo trọng số của hoạt độ tính bằng các đỉnh đã dùng. Cụ thể đối với 226Ra chúng tôi

dã dùng các đỉnh sau đây:

- Các đỉnh có năng lượng 295,22 keV (18,5%), 351,93 keV (35,6%) do đồng

vị 214Pb phát ra ;

- Các đỉnh có năng lượng 609,31 keV (45,49%), 768,36 keV (4,89%),

1120,14 keV (15%), 1764,43 keV (15,28%) do đồng vị 214Bi phát ra.

Đối với 232Th, chúng tôi dùng các đỉnh sau đây có năng lượng 583,19 keV

(85,0%), 2614,51 keV (99,79%) do đồng vị 208Tl phát ra và đỉnh 911,12 keV

(25,8%) do đồng vị 228Ac phát ra [84]. Chú ý rằng các con số đặt trong dấu ngoặc là

tỉ lệ phát gamma có năng lượng tương ứng trong sơ đồ phân rã của đồng vị. Hoạt độ

phóng xạ riêng của các mẫu được tính bằng công thức (3.20) còn sai số được tính

bằng công thức (3.21) đã trình bày chi tiết trong chương 3.

4.4. Hoạt độ phóng xạ riêng trong VLXD

Các loại VLXD đang được sử dụng phổ biến tại CHDCND Lào được khảo

sát trong luận án bao gồm: xi măng (Portland và hỗn hợp), cát xây dựng và đất lấy

tại các mỏ đang được khai thác dùng để chế tạo gạch, ngói, … Nguồn gốc của các

mẫu, quy trình chế tạo mẫu và phương pháp phân tích đã được trình bày trong

chương 3. Trong phần tiếp theo, chúng tôi sẽ trình bày các kết quả phân tích cho

từng loại mẫu VLXD đã nhận được trong quá trình làm thí nghiệm.

80

4.4.1. Kết quả phân tích hoạt độ phóng xạ riêng cho các mẫu xi măng đo bằng

phổ kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe

Xi măng của 4 công ty sản xuất xi măng lớn của CHDCND Lào đã được

chúng tôi lựa chọn để phân tích. Cả 4 công ty này đều chế tạo 2 loại xi măng thông

dụng: xi măng Portland và xi măng hỗn hợp. Chúng tôi đã phân tích tổng cộng là 37

mẫu xi măng. Bảng 4.3 liệt kê tên của các công ty sản xuất xi măng tại CHDCND

Lào, loại xi măng, ký hiệu mẫu và số mẫu đã lấy tương ứng.

Bảng 4.3. Tên của các công ty sản xuất xi măng tại CHDCND Lào, loại xi măng,

ký hiệu mẫu và số mẫu đã lấy tương ứng

Công ty Loại xi măng Ký hiệu Số mẫu

Vang Vieng II Portland 1V 7

Hỗn hợp 2V 7

BMC Cement Golden Elephant Portland 1VT 3

Hỗn hợp 2VT 4

Lao Cement Industry.co. (Golden Elephant) Portland 1SV 4

Hỗn hợp 2SV 4

Lao Cement Industry.co. LTD Portland 1K 4

Hỗn hợp 2K 4

Bảng 4.4 là kết quả phân tích hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng

xạ tự nhiên 238U, 232Th và 40K trong các mẫu xi măng đo bằng phổ kế gamma dùng

detector bán dẫn HPGe. Cột đầu tiên của bảng này là ký hiệu của mẫu. Ba cột tiếp

theo là hoạt độ phóng xạ riêng trung bình tính bằng đơn vị Bq.kg-1 kèm theo sai số

của các đồng vị phóng xạ tự nhiên tương ứng là 238U, 232Th và 40K. Hàng thứ hai từ

dưới lên trong Bảng 4.4 là hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của tất cả các mẫu xi

măng mà chúng tôi đã khảo sát. Hàng cuối cùng là ngưỡng an toàn của các hoạt độ

phóng xạ riêng của các đồng vị do Ủy ban khoa học về ảnh hưởng của bức xạ của

Liên Hiệp Quốc đưa ra trong báo cáo UNSCEAR-2000 [33].

81

Bảng 4.4. Hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của các mẫu xi măng đo bằng phổ kế

gamma dùng detector bán dẫn HPGe

Mẫu Hoạt độ phóng riêng (Bq.kg-1)

238U (Bq.kg-1) 232Th (Bq.kg-1) 40K (Bq.kg-1)

1V 39,48±0,86 9,83±0,76 156,92±3,76

2V 38,94±0,86 9,47±0,75 61,76±2,66

1VT 33,28±1,26 17,21±1,35 131,93±5,48

2VT 29,41±1,05 20,96±1,23 168,70±5,08

1K 28,96±1,07 20,59±1,27 141,83±4,94

2K 25,76±1,16 16,20±1,19 111,28±4,63

1SV 53,19±1,24 7,73±0,98 45,22±3,64

2SV 49,52±1,24 4,74±0,86 39,32±3,50

Trung bình 37,32±0,37 13,34±0,37 107,12±1,49

Ngưỡng an toàn 35 30 400

Số liệu đưa ra trong Bảng 4.4 cho phép chúng tôi đưa ra các nhận xét sau đây:

- Hoạt độ phóng xạ riêng của đồng vị 238U có giá trị từ 25,76±1,16 đến

53,19±1,24 Bq.kg-1 với trung bình bằng 37,32±0,37 Bq.kg-1;

- Hoạt độ phóng xạ riêng của đồng vị 232Th có giá trị từ 4.74±0.86 đến

20,96±1,23Bq.kg-1 với trung bình bằng13,34±0,37 Bq.kg-1;

- Hoạt độ phóng xạ riêng của đồng vị 40K có giá trị từ 39,32±3,50 đến

168,70±5,08 Bq.kg-1 với trung bình bằng 107,12±1,49 Bq.kg-1.

Kết quả này cho thấy hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự

nhiên 238U, 232Th và 40K trong xi măng do 4 công ty của CHDCND Lào sản xuất

đếu có giá trị nhỏ hơn so với trung bình của thế giới (tương ứng là giới 50, 50 và

500 Bq.kg-1 tương ứng với 238U, 232Th và 40K) [85], [86].

Bảng 4.5 liệt kê hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của các đồng vị phóng xạ

tự nhiên trong xi măng của một số nước mà chúng tôi đã tìm được trong các tài liệu

đã công bố. Mục đích của việc đưa ra bảng này là để có so sánh tương đối về mức

phóng xạ tự nhiên trong xi măng của CHDCND Lào với xi măng đã và đang được

sản xuất tại một số nước khác trên Thế giới.

82

Bảng 4.5. Hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong xi măng

của một số nước trên thế giới

Nước Hoạt độ phóng riêng (Bq.kg-1)

226Ra 232Th 40K

Liên minh Châu (EU)

[87] 45 31 216

Anh [86] 22 18 155

Thụy Điển[86] 55 47 241

Na Uy [86] 30 18 241

Phần lan [86] 44 26 241

Hy Lạp [12] 20 ± 5 13 ± 3 247 ± 68

Albania [88] 55,0 ± 5,8 17,0 ± 3,3 179,7 ± 48,9

Thổ Nhĩ Kỳ [89] 52 40 324

Ghana [90] 35,94 25,44 233

Cu Ba [91] 23 ± 7 11 ± 3 467 ± 85

Pakistan [92] 26,1 ± 5,6 28,6± 4,3 272,9 ± 67,56

Nam Triều Tiên [93] 34,5 ± 1,7 19,4 ± 1,5 241 ± 6,7

Trung Quốc [94] 51,7 32 207,7

Ấn Độ [95] 35,8 ± 12,3 33,2 ± 13,6 199.1 ± 26.5

Bangladesh [96] 61,1 ± 0.8 79,9 ± 1,2 1132 ± 17,3

Việt Nam [97] 39,86 ± 17,43 25,46 ± 4,69 243,5 ± 62,2

Saudi Arabia 18,9±7,8 15,7±8,6 114,8±55,5

Kết quả nghiên cứu này

[Tác giả ] 37,32±0,37 13,34±0,37 107,12±1,49

83

Số liệu liệt kê trong Bảng 4.5 cho chúng ta đưa ra một số nhận xét sau:

- Hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của đồng vị 238U có trong xi măng sản

xuất tại CHDCND Lào có giá trị cao hơn so với giá trị này có trong xi măng của

một số nước như Anh, Na Uy, Hy lạp, Ghana, Cu Ba, Pakistan, Nam Triều Tiên, Ấn

Độ, Saudi Arabia nhưng lại thấp hơn so với các nước như Liên minh Châu Âu,

Thụy Điển, Phần Lan, Albania, Thổ Nhĩ Kỳ, Trung Quốc, Bangladesh và Việt Nam.

- Hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của đồng vị 232Th có trong xi măng sản

xuất tại CHDCND Lào có giá trị cao hơn so với giá trị này có trong xi măng của Cu

Ba nhưng lại thấp hơn so với các nước như Liên minh Châu Âu, Anh, Thụy Điển,

Na Uy, Phần Lan, Hy lạp, Albania, Thổ Nhĩ Kỳ, Ghana, Pakistan, Nam Triều Tiên,

Trung Quốc và Ấn Độ.

- Hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của đồng vị 40K có trong xi măng sản

xuất tại CHDCND Lào có giá trị thấp hơn so với xi măng của các nước.

4.4.2. Xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong

các mẫu xi măng bằng phổ kế gamma dùng detector nhấp nháy NaI(Tl)[99]

Với các mẫu xi măng, ngoài việc đo bằng detector bán dẫn, phổ gamma của các

mẫu này còn được đo bằng detector NaI(Tl) hình trụ kích thước 3ʺ×3ʺ. Detector cũng

được đặt trong buồng chì để giảm phông gamma từ xung quanh. Phương pháp phân

tích phổ gamma đo bằng detector nhấp nháy NaI(Tl) được phân tích tự động bằng phần

mềm XIMANG do chúng tôi tự viết đã được trình bày rất kỹ trong chương 3.

Hình 4.3 biểu diễn phổ của mẫu xi măng 1K1 đo bằng detector nhấp nháy

NaI(Tl) được vẽ và tự động xác định hoạt độ phóng xạ riêng bằng phần mềm

XIMANG do chúng tôi tự viết.

Các thông số cần cấp cho chương trình bao gồm: Tên của phổ xi măng, khối

lượng của mẫu xi măng, khối lượng của các mẫu chuẩn IAEA-RGK-1, IAEA-

RGTh-1 và IAEA-RGU-1 tính bằng đơn vị gam (xem khung trên cùng của Hình

4.2). Tiếp theo, máy sẽ biểu diễn phổ của mẫu xi măng đo được và đánh dấu các

vùng phổ cần để tính hoạt độ phóng xạ riêng cho các đồng vị 238U, 232Th và 40K

(xem khung thứ hai của Hình 4.2). Sau khi tính xong, hoạt độ phóng xạ riêng của

các đồng vị sẽ xuất hiện trên màn hình đồng thời số liệu cũng sẽ được lưu trữ vào ổ

cứng của máy tính theo định dạng của EXEL để dễ dàng cho các tính toán khác.

Toàn bộ chương trình được trình bày trong phần phụ lục.

84

Hình 4.3. Phổ của mẫu xi măng 1K1 đo bằng detector nhấp nháy NaI(Tl) được vẽ và tự

động xác định hoạt độ phóng xạ riêng bằng phần mềm XIMANG do chúng tôi tự viết

85

Bảng 4.6. Hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong các mẫu

xi măng đo bằng phổ kế gamma dùng detector nhấp nháy NaI(Tl) và phân tích tự

động bằng phần mềm XIMANG

Mẫu Hoạt độ phóng xạ riêng (Bq.kg-1)

238U 232Th 40K

1V 63,22 12,06 157,43

2V 65,02 13,51 130,38

1K 49,58 47,11 114,03

2K 54,45 30,62 94,09

Sử dụng chương trình này, chúng tôi đã đo các mẫu xi măng bằng phổ kế

gamma dùng detector nhấp nháy NaI(Tl) và xác định hoạt độ phóng xạ riêng

của các đồng vị phóng xạ tự nhiên trong các mẫu xi măng. Kết quả được đưa ra

trong Bảng 4.6.

4.4.3. Kết quả phân tích hoạt độ phóng xạ riêng cho các mẫu đất đo bằng phổ

kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe

Khu vực khai thác 10 mẫu đất để khảo sát đã được trình bày chi tiết trong

chương 3. Mỗi mẫu đất lấy tại một điểm nào đó lại được chia thành 3 mẫu nhỏ để

phân tích. Kết quả về hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên là

trung bình của 3 kết quả tương ứng với 3 mẫu. Các kết quả này được liệt kê trong

Bảng 4.7. Trong bảng này, cột thứ nhất là tên mẫu còn các cột tiếp theo là hoạt độ

phóng xạ riêng trung bình tính bằng Bq.kg-1 của các đồng vị phóng xạ tự nhiên kèm

theo sai số. Ở hàng cuối cùng là hoạt dộ phóng xạ riêng trung bình của tất cả các

mẫu đã khảo sát. Số liệu trong Bảng 4.7 cho thấy:

- Hoạt độ phóng xạ riêng của đồng vị 238U có giá trị từ 11,28±0,90 Bqkg-1

đến 31,46±1,19 Bqkg-1 với trung bình là 23,14±0,34 Bqkg-1;

- Hoạt độ phóng xạ riêng của đồng vị 232Th có giá trị từ 7,13±1,04 Bq kg-1

đến 44,47±1,70 Bqkg-1 với trung bình là 27,13±0,46 Bqkg-1;

- Hoạt độ phóng xạ riêng của đồng vị40K có giá trị từ 8,96±2,60 Bq.kg-1 đến

581,52±8,09 Bq.kg-1 với trung bình là 226,26±1,85Bq.kg-1.

Theo Bảng 4.6, hoạt độ phóng xạ riêng của 238U của tất cả các mẫu đều thấp

hơn hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của thế giới trong đất được công bố trong

báo cáo UNSCEAER 2000 (35 Bq.kg-1). Đối với 232Th, hoạt độ phóng xạ riêng

86

trung bình của các mẫu P1 (7,43±1,05), P2 (29,56±1,52 Bq.kg-1), P4 (14,47±1,25

Bq.kg-1), P5 (5,10±1,27 Bq.kg-1), P6 (7,13±1,04 Bq.kg-1) nhỏ hơn hoạt độ phóng xạ

riêng trung bình được công bố trong báo cáo UNSCEAER 2000 (30 Bq.kg-1) còn

hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của các mẫu P3 (44,47±1,70 Bq.kg-1), P7

(37,77±1,62 Bq.kg-1), P8 (44,42±1,70 Bq.kg-1), P9 (39,58±1,64 Bq.kg-1), P10

(31,39±1,54 Bq.kg-1) lại vượt quá giá trị này.

Đối với đồng vị 40K, hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của các mẫu

P3(581,52±8,09 Bq.kg-1), P8 (468,59±7,60 Bq.kg-1), P9 (415,23±7,34 Bq.kg-1) vượt

quá giá trị trung bình trong đất đã công bố trong báo cáo UNSCEAR-2000 (400

Bq.kg-1) còn của các mẫu còn lại đều thấp hơn giá trị này.

Bảng 4.7. Hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của các mẫu đất

Mẫu Hoạt độ phóng xạ riêng (Bq.kg-1)

238U 232Th 40K

P1 11,28±0,90 7,43±1,05 40,52±3,88

P3 25,94±1,13 29,56±1,52 137,13±5,39

P3 30,06±1,17 44,47±1,70 581,52±8,09

P4 20,43±1,06 14,47±1,25 81,38±4,68

P5 15,73±0,99 15,10±1,27 68,63±4,47

P6 13,25±0,95 7,13±1,04 8,96±2,60

P7 29,01±1,16 37,77±1,62 88,31±4,78

P8 31,46±1,19 44,42±1,70 468,59±7,60

P9 28,61±1,16 39,58±1,64 415,23±7,34

P10 25,62±1,13 31,39±1,54 372,28±7,12

Trung bình 23,14±0,34 27,13±0,46 226,26±1,85

Trung bình của thế giới (đất) [33] 35 30 400

87

4.4.4. Kết quả phân tích hoạt độ phóng xạ riêng cho các mẫu cát đo bằng phổ

kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe

Báng 4.8. Hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của các mẫu cát tại Sông Mê Kông và

Nam Ngeum của Lào

Mẫu Hoạt độ phóng xạ riêng (Bq.kg-1)

238U 232Th 40K

NK1 19,88±0,13 32,05±0,33 535,15±5,59

NK2 16,20±0,11 25,73±0,27 541,55±5,62

NK3 15,32±0,11 21,94±0,24 515,04±5,15

NK4 16,53±0,12 24,01±0,26 545,40±5,65

NK5 12,31±0,10 17,12±0,20 456,27±4,88

NK6 12,51±0,10 18,05±0,21 483,12±5,15

P11 9,47±0,08 9,54±0,13 229,57±2,96

P12 11,51±0,09 11,97±0,16 272,89±3,38

Trung bình 14,22±0,05 20,05±0,11 447,37±2,31

Trung bình của thế giới (đất) 35 30 400

Bảng 4.8 liệt kê các giá trị của hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của ba

đồng vị phóng xạ tự nhiên đo được với 6 mẫu cát lấy tại các điểm khai thác cát ở bờ

của sông Mê Kông và 2 mẫu cát lấy ở bờ sông Nam Nguem. Tọa độ của các điểm

lấy mẫu được liệt kê trong Bảng 3.3 trong chương 3. Số liệu trong Bảng 4.8 cho

thấy: Hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của đồng vị 238U có giá trị từ 9,47±0,08

Bq.kg-1 (mẫu P11) đến 19,88±0,13 Bq.kg-1 (mẫu NK1) với trung bình là 14,22±0,05

Bq.kg-1. Hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của đồng vị 232Th có giá trị từ 9,54±0,13

Bq kg-1 (mẫu P11) đến 32,05±0,33 Bq.kg-1 (mẫu NK1) với trung bình là 20,05±0,11

Bq.kg-1. Hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của đồng vị 40K có giá trị từ

229,57±2,96 Bq.kg-1 (mẫu P11) đến 545,40±5,65 Bq.kg-1 (mẫu NK4) với trung bình

là 447,37±2,31 Bq.kg-1.

88

Chú ý rằng nếu so sánh với các giá trị về hoạt độ riêng trung bình trong đất

của 238U (35 Bq.kg-1), 232Th (30 Bq.kg-1) và 40K (400 Bq.kg-1) đã được đưa ra trong

báo cáo UNSCEAR-2000, ta có thể rút ra các kết luận sau:

- Hoạt độ riêng trung bình của đồng vị 238U của tất cả các mẫu cát đều nhỏ

hơn giá trị trung bình đã đưa ra trong báo cáo UNSCEAR-2000.

- Hoạt độ riêng trung bình của đồng vị 232Th của tất cả các mẫu cát đều nhỏ

hơn giá trị trung bình đã đưa ra trong báo cáo UNSCEAR-2000 ngoại trừ mẫu NK1

có thể xem là tương đương.

- Trừ 2 mẫu cát P11 và P12 lấy ở khu vực bờ sông Nam Nguem, hoạt độ

riêng trung bình của đồng vị 40K của 6 mẫu cát khai thác ở bờ sông Mê Kông đều

lớn hơn giá trị trung bình đã đưa ra trong báo cáo UNSCEAR-2000.

4.4.5. Kết quả phân tích hoạt độ phóng xạ riêng cho các mẫu gạch đo bằng

phổ kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe

Trong luận án này, chúng tôi thu thập được chỉ một loại gạch được sản suất

tại nhà máy gạch thuộc Huyện Thoulakhom, tỉnh Viêng chăn. Tổng số mẫu gạch

chúng tôi thu thập được là 6. Số liệu về hoạt độ phóng xạ riêng của các mẫu gạch đã

phân tích được liệt kê trong Bảng 4.9. Từ Bảng 4.9 ta thấy:

Hoạt độ phóng xạ riêng của đồng vị phóng xạ 238U có giá trị từ 37,66±2,16

Bq.kg-1 đến 44,08±2,26 Bq.kg-1 với trung bình là 41,59±0,91 Bq.kg-1. Hoạt độ

phóng xạ riêng của đồng vị phóng xạ 232Th có giá trị từ 53,92±3,10 Bq.kg-1 đến

55,98±3,13 Bq.kg-1 với trung bình bằng 54,79±1,27 Bq.kg-1. Cuối cùng, Hoạt độ

phóng xạ riêng của đồng vị phóng xạ 40K có giá trị từ 589,74±14,08 Bq.kg-1 đến

634,82±14,38 Bq.kg-1 với trung bình là 614,60±5,82 Bq.kg-1. Như vậy, giá trị của

các hoạt độ phóng xạ riêng của cả 3 đồng vị phóng xạ tự nhiên 238U, 232Th và 40K

trong tất cả các mẫu gạch đã khảo sát của CHDCND Lào đều vượt quá giá trị trung

bình tương ứng trong đất của Thế giới (35 Bq.kg-1 cho 238U, 30 Bq.kg-1 cho 232Th và

400 Bq.kg-1 cho 40K) đã được đưa ra trong báo cáo UNSCEAR-2000.

89

Bảng 4.9. Hoạt độ phóng xạ riêng của các mẫu gạch tại CHDCND Lào

Mẫu Hoạt độ phóng xạ riêng (Bq.kg-1)

238U (Bq.kg-1) 232Th (Bq.kg-1) 40K (Bq.kg-1)

1BG 42,46±2,23 54,03±3,10 589,74±14,08

2BG 43,77±2,25 54,84±3,11 598,94±14,14

3BG 41,17±2,21 54,43±3,11 628,26±14,34

4BG 40,38±2,20 53,92±3,10 610,59±14,22

5BG 37,66±2,16 55,98±3,13 634,82±14,38

6BG 44,08±2,26 55,53±3,12 625,25±14,32

Trung bình 41,59±0,91 54,79±1,27 614,60±5,82

Trung bình của thế giới (đất) 35 30 400

4.5. Đánh giá các đại lượng liên quan đến liều lượng học bức xạ trong các

VLXD của CHDCND Lào

4.5.1. Mức độ nguy hiểm về phương diện phóng xạ của xi măng sản xuất tại

CHDCND Lào

Sử dụng số liệu các hoạt độ phóng xạ riêng trong Bảng 4.4, chúng tôi đã

tính các đại lượng liên quan đến liều lượng học phóng xạ nhằm đánh giá ảnh

hưởng của phóng xạ có trong các mẫu xi măng của CHDCND Lào đến sức khỏe

của người dân. Các đại lượng mà chúng tôi đã tính bao gồm: Hoạt độ tương

đương radium (Raeq), suất liều hấp thụ trong không khí ở độ cao 1 mét so với

mặt đất (DR), Tương đương liều hiệu dụng năm (AEDE), các chỉ số nguy hiểm

do chiếu xạ ngoài (Hex) và chiếu xạ trong (Hin) sử dụng các công thức đã trình

bày trong chương 3. Bảng 4.10 liệt kê các giá trị này kèm theo sai số. Cột đầu

tiên trong Bảng 4.10 là ký hiệu của mẫu xi măng đã phân tích. Cột thứ hai là

hoạt độ tương đương radium tính bằng đơn vị Bq.kg-1 (công thức 3.22). Cột thứ

ba là suất liều hấp thụ trong không khí ở độ cao 1 mét so với mặt đất tính bằng

đơn vị nGy.h-1 (công thức 3.25). Cột thứ tư là tương đương liều hiệu dụng năm

AEDE tính bằng đơn vị mSv.y-1 (công thức 3.26). Cột thứ năm là chỉ số nguy

hiểm do chiếu xạ ngoài (công thức 3.23) và cột cuối cùng là chỉ số nguy hiểm do

chiếu xạ trong (công thức 3.24). Hàng thứ hai từ dưới lên trong Bảng 4.10 là giá

90

trị trung bình của các đại lượng tương ứng cho tất cả các mẫu xi măng đã khảo

sát và hàn cuối cùng trong bảng này là ngưỡng an toàn do Ủy ban khoa học về

ảnh hưởng của bức xạ của Liên Hiệp Quốc (UNSCEAR) khuyến cáo.

Bảng 4.10. Mức độ nguy hiểm trong mẫu xi măng sản xuất tại CHDCND Lào

Mẫu Req(Bq.kg-1) DR (nGy.h-1) AEDE

(mSv. y-1) Hex Hin

1V 65,62±1,42 30,72±0,63 0,151±0,01 0,18±0,01 0,28±0,01

2V 57,24±1,39 26,29±0,61 0,129±0,01 0,16±0,01 0,26±0,01

1VT 68,05±2,34 31,27±1,03 0,153±0,01 0,18±0,01 0,27±0,01

2VT 72,37±2,09 33,28±0,91 0,163±0,01 0,19±0,01 0,275±0,01

1K 69,32±2,14 31,73±0,93 0,156±0,01 0,19±0,01 0,27±0,01

2K 57,49±2,09 26,32±0,92 0,129±0,01 0,16±0,01 0,23±0,01

1SV 67,72±1,89 31,13±0,84 0,153±0,01 0,18±0,01 0,33±0,01

2SV 59,31±1,76 27,38±0,79 0,134±0,01 0,16±0,01 0,29±0,01

Trung bình 64,64±0,66 29,76±0,29 0,146±0,01 0,16±0,01 0,28±0,02

Ngưỡng an toàn 370 57 0,41 1 1

Dưới đây chúng tôi đưa ra các nhận xét về các số liệu đã liệt kê trong bảng 4.10.

Hoạt độ tương đương radi Raeq trong các mẫu xi măng của CHDCND Lào có

giá trị từ 57,24±1,39 đến 72,37±2,09 Bq.kg-1 với trung bình bằng 64,64±0,66 Bq kg-

1. Các giá trị này đều nhỏ hơn ngưỡng an toàn 370 Bq.kg-1 của thế giới [31].

Suất liều hấp thụ DR ở độ cao 1mét trong không khí có giá trị từ 26,29±0,61

nGy.h-1đến 33,28±0,91 nGy.h-1 với trung bình là 29,76±0,29 nGy.h-1. Theo khuyến

cáo của Ủy ban khoa học về ảnh hưởng của bức xạ của Liên Hiệp Quốc

(UNSCEAR), ngưỡng an toàn của suất liều hấp thụ ở độ cao 1 mét trong không khí

là 57 nGy.h-1[31]. Như vậy có thể kết luận rằng suất liều hấp thụ ở độ cao 1 mét

trong không khí của tất cả các mẫu xi măng do các công ty của CHDCND Lào chế

tạo mà chúng tôi đã khảo sát đều nhỏ hơn so với ngưỡng an toàn. Tiếp theo, từ số

liệu liệt kê trong Bảng 4.10, liều chiếu trong hàng năm AEDE trong các mẫu xi

măng mà chúng tôi đã khảo sát có giá trị từ 0,129±0,01 mSv.y-1 đến 0,163±0,01

mSv.y-1 với trung bình là 0,146±0,01 mSv.y-1. Theo khuyến cáo của Ủy ban khoa

học về ảnh hưởng của bức xạ của Liên Hiệp Quốc, ngưỡng an toàn của đại lượng

91

này là 0,41 mSv.y-1. Giá trị của đại lượng này đối với tất cả các mẫu xi măng đều

thấp hơn so với giá trị ngưỡng an toàn. Cuối cùng là các chỉ số nguy hại do chiếu

ngoài Hex và chiếu trong Hin của tất cả các mẫu xi măng cũng đều nhỏ hơn ngưỡng

an toàn (bằng 1 theo khuyến cáo của Ủy ban khoa học về ảnh hưởng của bức xạ của

Liên Hiệp Quốc).

Từ việc phân tích trên, chúng tôi rút ra kết luận rằng: Tất cả các chỉ số liên

quan đến liều lượng học bức xạ trong các mẫu xi măng được sản xuất bởi 4 công ty

magf chúng tôi đã khảo sát tại CHDCND Lào đều nhỏ hơn so với ngưỡng an toàn

do Ủy ban khoa học về ảnh hưởng của bức xạ của Liên Hiệp Quốc khuyến cáo. Vì

vậy, việc sử dụng các loại xi măng này cho các công trình xây dựng sẽ không ảnh

hưởng đến sức khỏe của người dân về phương diện phóng xạ. Tuy nhiên, trong

tương lai cần tiếp tục có những khảo sát để khẳng định được điều này.

4.5.2. Mức độ nguy hiểm về phương diện phóng xạ của đất dùng để sản xuất

VLXD tại CHDCND Lào

Sử dụng bảng số liệu về hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự

nhiên trong các mẫu đất (Bảng 4.7), chúng tôi đã tính các đại lượng liên quan đến

liều lượng học nhằm đánh giá ảnh hưởng của phóng xạ đến sức khỏe của người dân

bao gồm hoạt độ tương đương radi Raeq, suất liều hấp thụ ở độ cao 1 mét ngoài

không khí DR, Tương đương liều hiệu dụng năm AEDE, các chỉ số nguy hiểm do

chiếu ngoài Hex và chiếu trong Hin. Giá trị của các đại lượng này tính cho các mẫu

đất mà chúng tôi đã khảo sát được đưa ra trong Bảng 4.11. Trong bảng này, cột thứ

nhất là giá trị của đại lượng Raeq tính bằng đơn vị Bq.kg-1. Cột thứ hai là giá trị của

đại lương DR tính bằng đơn vị nGy.h-1. Cột thứ ba là AEDE tính bằng đơn vị mSv.y-1.

Hai cột còn lại là Hex và Hin. Các kết quả đều có sai số kèm theo. Hàng thứ hai tính

từ dưới lên là giá trị trung bình của các đại lượng tương ứng tính cho tất cả các mẫu

đất đã khảo sát. Hàng cuối cùng là giá trị ngưỡng an toàn do Ủy ban khoa học về

ảnh hưởng của bức xạ của Liên Hiệp Quốc. Số liệu liệt kê trong Bảng 4.11 cho

phép chúng tôi rút ra những nhận xét sau đây.

- Hoạt độ tương đương radi Raeq trong các mẫu đất mà chúng tôi đã khảo sát

có giá trị từ 24,14±1,78 Bq.kg-1 tại vị trí (P6) đến 138,43±2,77 Bq.kg-1 tại vị trí P3

với trung bình bằng 79,36±0,76 Bq.kg-1. Giá trị này của tất cả các mẫu đất mà

chúng tôi đã khảo sát đều thấp hơn giá trị ngưỡng an toàn 370 Bq.kg-1.

92

- Suất liều hấp thụ ở độ cao 1 mét ngoài không khí DR trong các mẫu đất mà

chúng tôi đã khảo sát có giá trị từ 10,80±0,77 nGy.h-1 tại vị trí (P6) đến 65,00±1,21

nGy.h-1 tại vị trí P3 với trung bình bằng 36,51±0,33 nGy.h-1. Nếu so sánh với

ngưỡng an toàn do Ủy ban khoa học về ảnh hưởng của bức xạ của Liên Hiệp Quốc

khuyến cáo là 57 nGy.h-1 thì ngoại trừ hai mẫu đất P3 và P8 cao hơn một chút, giá

trị này của các mẫu đất còn lại đều thấp hơn.

- Tương đương liều hiệu dụng năm AEDE trong các mẫu đất mà chúng tôi đã

phân tích có giá trị từ 0,05±0,01 mSv.y-1 của mẫu P6 đến 0,32±0,01 mSv.y-1 của

mẫu P3 với trung bình bằng 0,18±0,01 mSv.y-1. Giá trị này của tất cả các mẫu đất

đều thấp hơn giá trị ngưỡng an toàn 0,41 mSv.y-1 do Ủy ban khoa học về ảnh hưởng

của bức xạ của Liên Hiệp Quốc khuyến cáo.

- Chỉ số nguy hại do chiếu ngoài Hex và chiếu trong Hin của tất cả các mẫu

đất đều nhỏ hơn 1 là ngưỡng an toàn do Ủy ban khoa học về ảnh hưởng của bức xạ

của Liên Hiệp Quốc đưa ra.

Bảng 4.11. Mức độ nguy hiểm trong mẫu đất tại Huyện Thoulakhom,

Tỉnh Viêng Chăn, CHDCND Lào

Mẫu Req

(Bq.kg-1)

DR

(nGy.h-1)

AEDE

(mSv.y-1) Hex Hin

P1 25,02±1,78 11,39±0,78 0,06±0,01 0,07±0,01 0,09±0,01

P2 78,77±2,48 35,56±1,08 0,17±0,01 0,21±0,01 0,28±0,01

P3 138,43±2,77 65,00±1,21 0,32±0,01 0,37±0,01 0,46±0,01

P4 47,39±2,11 21,57±0,92 0,11±0,01 0,13±0,01 0,18±0,01

P5 42,61±2,1 19,25±0,91 0,09±0,01 0,12±0,01 0,16±0,01

P6 24,14±1,78 10,80±0,77 0,05±0,01 0,07±0,01 0,10±0,01

P7 89,82±2,62 39,90±1,14 0,20±0,01 0,24±0,01 0,32±0,01

P8 131,06±2,77 60,91±1,20 0,30±0,01 0,35±0,01 0,44±0,01

P9 117,18±2,68 54,44±1,17 0,27±0,01 0,32±0,01 0,39±0,009

P10 99,17±2,54 46,32±1,11 0,23±0,01 0,27±0,01 0,34±0,01

Trung Bình 79,36±0,76 36,51±0,33 0,18±0,01 0,21±0,01 0,28±0,01

Ngưỡng an

toàn 370 57 0,41 1 1

93

Kết luận: Theo như các kết quả mà chúng tôi đã thu được khi thực hiện luận

án trên các mẫu đất, việc sử dụng các loại đất này để sản xuất VLXD sẽ không ảnh

hưởng đến sức khỏe của dân chúng về mặt phóng xạ.

4.5.3. Mức độ nguy hiểm về phương diện phóng xạ của cát xây dựng tại

CHDCND Lào

Các đại lượng liên quan đến liều lượng bức xạ và mức độ nguy hiểm của các

mẫu cát xây dựng của CHDCND Lào được tính từ hoạt độ phóng xạ riêng của các

đồng vị phóng xạ tự nhiên mà chúng tôi đã phân tích được liệt kê trong Bảng 4.8.

Giá trị của các đại lượng này được liệt kê trong Bảng 4.12. Cấu trúc của bảng này

hoàn toàn giống với các Bảng 4.10 và Bảng 4.11.

Từ các số liệu đã liệt kê trong Bảng 4.12, chúng tôi rút ra những nhận xét sau đây.

- Hoạt độ tương đương radi Raeq trong các mẫu cát đã khảo sát có giá trị từ

40,79±0,31 Bq.kg-1 của mẫu 1NG đến 106,92±0,65 Bq.kg-1 của mẫu 1NK với trung

bình bằng 77,34±0,24 Bq.kg-1. Giá trị này của tất cả các mẫu cát đã khảo sát đều

thấp hơn giá trị ngưỡng an toàn 370 Bq.kg-1[33].

- Suất liều hấp thụ ở độ cao 1 mét ngoài không khí DR trong các mẫu cát

mà chúng tôi đã khảo sát có giá trị từ 19,71±0,15 nGy.h-1 của mẫu 1NG đến

50,86±0,31 nGy.h-1 của mẫu 1NK với trung bình bằng 37,33±0,12 nGy.h-1. Nếu

so sánh với ngưỡng an toàn do Ủy ban khoa học về ảnh hưởng của bức xạ của

Liên Hiệp Quốc khuyến cáo là 57 nGy.h-1 thì giá trị này của tất cả các mẫu cát

đã khảo sát đều thấp hơn.

- Tương đương liều hiệu dụng năm AEDE trong các mẫu cát mà chúng tôi đã

phân tích có giá trị từ 0,10±0,01 mSv.y-1 của mẫu 1NG đến 0,25±0,01mSv.y-1 của

mẫu 1NK với trung bình bằng 0,18±0,01 mSv.y-1. Giá trị này của tất cả các mẫu cát

đều thấp hơn giá trị ngưỡng an toàn 0,41 mSv.y-1 do Ủy ban khoa học về ảnh hưởng

của bức xạ của Liên Hiệp Quốc khuyến cáo [33].

- Chỉ số nguy hại do chiếu ngoài Hex có giá trị từ 0,10±0,01đến 0,29±0,01 còn

chỉ số nguy hại do chiếu trong Hin có giá trị từ 0,14±0,01 đến 0,34±0,01, Các chỉ số

này của tất cả các mẫu cát đã khảo sát đều nhỏ hơn ngưỡng an toàn do Ủy ban khoa

học về ảnh hưởng của bức xạ của Liên Hiệp Quốc đưa ra (bằng 1) [33].

Kết luận: Các loại cát mà chúng tôi đã khảo sát nếu dùng để sản xuất VLXD

sẽ không ảnh hưởng đến sức khỏe của dân chúng về mặt phóng xạ.

94

Bảng 4.12. Các mức độ huy hiểm trong các mẫu cát tại Sông Mê Kông và Nam

Ngeum của Lào

Mẫu Req

(Bq.kg-1)

DR

(nGy.h-1)

AEDE

(mSv.y-1) Hex Hin

1NK 106,91±0,65 50,86±0,31 0,25±0,01 0,29±0,01 0,34±0,01

2NK 94,69±0,59 45,61±0,292 0,22±0,01 0,26±0,01 0,30±0,01

3NK 86,36±0,54 41,81±0,27 0,21±0,01 0,23±0,01 0,28±0,01

4NK 92,86±0,59 44,88±0,29 0,22±0,01 0,25±0,01 0,29±0,01

5NK 71,9±0,48 35,05±0,24 0,17±0,01 0,19±0,01 0,23±0,001

6NK 75,52±0,51 36,83±0,25 0,18±0,01 0,20±0,01 0,24±0,01

1NG 40,79±0,31 19,71±0,15 0,09±0,01 0,10±0,01 0,14±0,01

2NG 49,64±0,36 23,93±0,18 0,12±0,01 0,13±0,01 0,17±0,01

Trung bình 77,34±0,24 37,33±0,12 0,18±0,01 0,21±0,01 0,25±0,01

Ngưỡng an toàn 370 57 0,41 1 1

4.5.4. Mức độ nguy hiểm về phương diện phóng xạ của ghạch xây dựng tại

CHDCND Lào

Sử dụng số liệu về hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên

trong các mẫu gạch mà chúng tôi đã phân tích được liệt kê trong Bảng 4.9 chúng tôi

đã tính được các đại lượng liên quan đến liều lượng bức xạ và mức độ nguy hiểm

của các mẫu gạch xây dựng của CHDCND Lào được tính từ. Giá trị của các đại

lượng này được liệt kê trong Bảng 4.13.

Các nhận xét sau có thể đưa ra với các giá trị đã liệt kê trong Bảng 4.13.

- Hoạt độ tương đương radi Raeq trong các mẫu gạch đã khảo sát có giá trị từ

164,50±5,07 Bq.kg-1 của mẫu 4BG đến 171,62±5,13 Bq.kg-1 của mẫu 6BG với

trung bình bằng 167,26±2,08 Bq.kg-1. Giá trị này của tất cả các mẫu gạch đã khảo

sát đều thấp hơn giá trị ngưỡng an toàn 370 Bq.kg-1.

- Suất liều hấp thụ ở độ cao 1 mét ngoài không khí DR trong các mẫu gạch

mà chúng tôi đã khảo sát có giá trị từ 76,68±2,21 nGy.h-1 của mẫu 4BG đến

79,97±2,24nGy.h-1 của mẫu 6BG với trung bình bằng 77,93±0,91 nGy.h-1. Nếu so

sánh với ngưỡng an toàn do Ủy ban khoa học về ảnh hưởng của bức xạ của Liên

Hiệp Quốc khuyến cáo là 57 nGy.h-1 thì giá trị này của tất cả các mẫu gạch đã khảo

sát đều cao hơn [33].

95

Bảng 4.13. Mức độ huy hiểm trong mẫu gạch sản xuất tại CHDCND Lào

Mẫu Req

(Bq.kg-1)

DR

(nGy.h-1)

AEDE

(mSv.y-1) Hex Hin

1BG 165,13±5,08 76,84±2,22 0,378±0,01 0,45±0,01 0,56±0,02

2BG 168,31±5,11 78,32±2,23 0,38±0,01 0,45±0,01 0,57±0,02

3BG 167,38±5,09 78,09±2,22 0,38±0,01 0,45±0,01 0,56±0,01

4BG 164,50±5,07 76,68±2,21 0,38±0,01 0,44±0,01 0,55±0,02

5BG 166,60±5,09 77,69±2,22 0,38±0,01 0,45±0,01 0,55±0,02

6BG 171,62±5,13 79,97±2,24 0,39±0,01 0,46±0,01 0,58±0,02

Trung bình 167,26±2,08 77,93±0,91 0,38±0,01 0,4±0,01 0,56±0,01

Ngưỡng an toàn 370 57 0,41 1 1

- Tương đương liều hiệu dụng năm AEDE trong các mẫu gạch mà chúng tôi đã

phân tích có giá trị từ 0,38±0,01 mSv.y-1 của mẫu 4BG đến 0,39±0,011mSv.y-1 của

mẫu 6BG với trung bình bằng 0,38±0,01 mSv.y-1. Giá trị này của tất cả các mẫu

gạch đều thấp hơn giá trị ngưỡng an toàn 0,41 mSv.y-1 do Ủy ban khoa học về ảnh

hưởng của bức xạ của Liên Hiệp Quốc khuyến cáo.

- Chỉ số nguy hại do chiếu ngoài Hex có giá trị từ 0,44±0,01 đến 0,46±0,01

còn chỉ số nguy hại do chiếu trong Hin có giá trị từ 0,55±0,02 đến 0,58±0,02. Các

chỉ số này của tất cả các mẫu gạch đã khảo sát đều nhỏ hơn ngưỡng an toàn do Ủy

ban khoa học về ảnh hưởng của bức xạ của Liên Hiệp Quốc đưa ra (bằng 1).

Kết luận: Các mẫu gạch mà chúng tôi đã khảo sát nếu dùng để xây dựng sẽ

không ảnh hưởng đến sức khỏe của người dân về mặt phóng xạ.

Bảng 4.14. Hoạt độ phóng xạ riêng của một số VLXD tại CHDCND Lào

Mẫu Họat độ phóng xạ riêng (Bq.kg-1)

238U 232Th 40K

Xi măng 37,32±0,38 13,34±0,37 107,12±1,49

Gạch 41,59±0,91 54,79±1,27 614,60±5,82

Đất 23,139±0,34 27,132±0,46 226,255±1,85

Cát 14,22±0,05 20,05±0,11 447,37±2,31

Trung bình của Thế

giới (đất) 35 30 400

96

Để dễ theo dõi, chúng tôi đã tổng kết lại các kết quả chính về hoạt độ phóng

xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên 238U, 232Th và 40K của các loại VLXD

khác nhau bao gồm xi măng, đất, cát và gạch của CHDCND Lào mà chúng tôi đã

khảo sát. Các số liệu này được đưa ra trong Bảng 4.14. Chú ý rằng các giá trị này là

giá trị trung bình của hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên tính

theo đơn vị Bq.kg-1. Hàng cuối cùng của Bảng 4.14 là các giá trị trung bình tương

ứng trên thế giới. Các con số được bôi đậm ngụ ý nói rằng hoạt độ phóng xạ riêng

của đồng vị trong VLXD tương ứng vượt quá ngưỡng trung bình của thế giới đã

được đưa ra trong báo cáo UNSCEAR-2000 [33] bởi Ủy ban khoa học về ảnh

hưởng của bức xạ của Liên Hiệp Quốc. Dễ thấy rằng hoạt độ phóng xạ riêng trung

bình của các đồng vị 238U, 232Th và 40K trong gạch đều lớn hơn giá trị trung bình

tương ứng trong đất của thế giới. Riêng đối với vật liệu cát, hoạt độ phóng xạ riêng

trung bình của đồng vị 40K cũng lớn hơn giá trị trung bình trong đất của thế giới.

Cũng với mục đích trên, Bảng 4.15 là giá trị trung bình của các đại lượng

liên quan đến liều lượng học bức xạ nhằm đánh giá ảnh hưởng của phóng xạ đến

sức khỏe của người dân bao gồm hoạt độ tương đương radi Raeq, suất liều hấp thụ ở

độ cao 1 mét ngoài không khí DR, Tương đương liều hiệu dụng năm AEDE, các chỉ

số nguy hiểm do chiếu ngoài Hex và chiếu trong Hin. Các giá trị trung bình tương

ứng trên thế giới được liệt kê trong hàng cuối cùng của bảng này để tiện so sánh.

Bảng 4.15. Giá trị trung bình của các đại lượng liên quan đến liều lượng học bức xạ

trong VLXD của CHDCND Lào

Mẫu Req

(Bq.kg-1)

DR

(nGy.h-1)

AEDE

(mSv.y-1) Hex Hin

Xi măng 64,64±0,66 29,77±0,29 0,15±0,01 0,18±0,01 0,28±0,01

Gạch 167,26±2,08 77,93±0,91 0,38±0,01 0,45±0,01 0,56±0,01

Đất 79,36±0,755 36,51±0,33 0,18±0,01 0,21±0,00 0,28±0,00

Cát 77,34±0,24 37,33±0,12 0,183±0,01 0,21±0,01 0,25±0,01

Ngưỡng

an toàn 370 57 0,41 1 1

Nhận xét chung có thể dễ dàng rút ra được từ các số liệu có trong Bảng 4.15

là: Hầu hết giá trị của các đại lượng liên quan đến liều lượng học bức xạ bao gồm

97

hoạt độ tương đương radi Raeq, suất liều hấp thụ ở độ cao 1 mét ngoài không khí

DR, Tương đương liều hiệu dụng năm AEDE, các chỉ số nguy hiểm do chiếu ngoài

Hex và chiếu trong Hin của các VLXD chủ yếu (xi măng, đất, cát và gạch) của

CHDCND Lào đều nhỏ hơn ngưỡng an toàn do Ủy ban khoa học về ảnh hưởng của

bức xạ của Liên Hiệp Quốc đưa ra. Duy nhất có giá trị của suất liều hấp thụ ở độ

cao 1 mét ngoài không khí DR trong vật liệu gạch là lớn hơn ngưỡng an toàn. Vì vậy

có thể thấy rằng nếu sử dụng các vật liệu này để xây dựng nhà ở cho cư dân hoặc

các công trình công cộng cho sinh hoạt của cộng đồng, phóng xạ của chúng sẽ

không ảnh hưởng nhiều đến sức khỏe người dân.

Trong các Hình 4.3 là đồ thị biểu diễn trung bình của hoạt độ phóng xạ riêng

của các đồng vị phóng xạ tự nhiên 238U, 232Th và 40K của các loại VLXD mà chúng

tôi đã khảo sát bao gồm xi măng, đất, cát và gạch của CHDCND Lào. Đồ thị này

được xây dựng dựa vào các số liệu của Bảng 4.14.

Hình 4.4. Hoạt độ phóng xạ riêng trong VLXD tại CHDCND Lào

Tương tự, các Hình 4.5, Hình 4.6 và Hình 4.7 tương ứng là các đồ thị biểu

diễn trung bình của các đại lượng Độ tương đương radi Raeq, suất liều hấp thụ ở độ

cao 1 mét ngoài không khí DR và Tương đương liều hiệu dụng năm AEDE của các

loại VLXD mà chúng tôi đã khảo sát bao gồm xi măng, đất, cát và gạch của

CHDCND Lào. Các đồ thị này được xây dựng dựa vào các số liệu của Bảng 4.15.

98

Hình 4.5. Hoạt độ phóng xạ riêng của Raeqcủa một số VLXD tại CHDCND Lào

Hình 4.6. Liều chiếu trong hàng năm của một số VLXD tại CHDCND Lào.

Hình 4.7. Chỉ số nguy hại chiếu ngoai và trong của một số VLXD tại CHDCND Lào.

99

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ

Trong luận án, chúng tôi đã xác định hoạt độ phóng xạ của các đồng vị

phóng xạ tự nhiên trong các VLXD thường được sử dụng để xây dựng nhà ở và các

công trình công cộng tại CHDCND Lào. Luận án được thực hiện tại Trung tâm hạt

nhân của Viện vật lý thuộc Viện hàn lâm khoa học và công nghệ Việt Nam.

Chúng tôi đã chọn 4 loại vật liệu để khảo sát bao gồm: xi măng, đất, cát và

gạch. Các đồng vị phóng xạ mà chúng tôi quan tâm là: 238U, 232Th và 40K.

Để xác định hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị phóng xạ tự nhiên,

chúng tôi đã dùng phổ kế gamma dùn detector bán dẫn loại HPGe có phân giải năng

lượng cao. Tuy nhiên đối với các mẫu xi măng, chúng tôi cũng sử dụng cả detector

nhấp nháy NaI(Tl) với lý do rằng NaI(Tl) sẽ là detector chính trong những nghiên

cứu sau này tại CHDCND Lào. Điều này là do detector HPGe khá đắt tiền và cần

phải có nito lỏng để làm việc. Những điều kiện này khó có thể đáp ứng rộng rãi tại

các phòng thí nghiệm nhỏ của CHDCND Lào. Để xây dựng quy trình phân tích

phóng xạ cho vật liệu xấy dựng bằng phổ kế gamma dùng detector nhấp nháy

NaI(Tl), chúng tôi đã viết các chương trình máy tính để tự động hóa toàn bộ quá

trình phân tích phổ gamma. Việc tự động hóa này là cần thiết để có thể chuyển giao

quy rình phân tích cho các nhóm không có chuyên môn sâu, thậm chí có thể chuyển

giao cho các nhà máy chế tạo VLXD.

Chúng tôi đã áp dụng phương pháp tương đối để tính hoạt độ phóng xạ riêng

của các đồng vị từ diện tích các quang đỉnh. Phương pháp này cho phép bỏ qua được

các tinh toán hiệu chính phức tạp. Các mẫu chuẩn mà chúng tôi đã dùng là: IAEA-

RGU-1, IAEA-RGTh-1 và IAEA-RGK-1. Các mẫu chuẩn này được nhập từ IAEA.

Các số liệu về hoạt độ riêng trung bình của các đồng vị 238U, 232Th và 40K

trong đất trên thế giới đã được đưa ra trong báo cáo UNSCEAR-2000 là: 35 Bq.kg-

1, 30 Bq.kg-1 và 400 Bq.kg-1. Chúng ta có thể dễ dàng so sánh hoạt độ phóng xạ

riêng của các đồng vị 238U, 232Th và 40K trong các loại VLXD của CHDCND Lào

với các giá trị này.

Kết quả chúng tôi thu được với các mẫu xi măng được lấy từ 4 công ty sản

xuất nổi tiếng nhất tại CHDCND Lào là: Hoạt độ phóng xạ riêng của 238U có giá trị

từ 25,76±1,16 đến 53,19±1,24 Bq.kg-1 với trung bình bằng 37,32±0,37 Bq.kg-1 (cao

100

hơn một chút so với giá trị trung bình trong đất của thế giới); của 232Th có giá trị từ

4,74±0,86 đến 20,59±1,27 Bq.kg-1 với trung bình bằng 13,34±0,37 Bq.kg-1 (thấp

hơn giá trị trung bình trong đất của thế giới); của 40K có giá trị từ 39,32±3,50 đến

168,70±5,08 Bq.kg-1 với trung bình bằng 107,12±1,49 Bq.kg-1(thấp hơn giá trị trung

bình trong đất của thế giới).

Đối với các mẫu đất, chúng tôi nhận được kết quả sau: Hoạt độ phóng xạ

riêng của đồng vị 238U có giá trị từ 11,28±0,90 Bq.kg-1 đến 31,46±1,19 Bq.kg-1 với

trung bình là 23,14±0,34 Bq.kg-1(thấp hơn giá trị trung bình trong đất của thế giới);

của 232Th có giá trị từ 7,13±1,04 Bq kg-1 đến 44,47±1,70 Bq.kg-1 với trung bình là

27,13±0,46 Bq.kg-1 (thấp hơn giá trị trung bình trong đất của thế giới); của40K có

giá trị từ 8,96±2,60 Bq.kg-1 đến 581,52±8,09 Bq.kg-1 với trung bình là 226,26±1,85

Bq.kg-1 (thấp hơn giá trị trung bình trong đất của thế giới).

Đối với các mẫu cát, hoạt độ phóng xạ riêng trung bình của đồng vị 238U có

giá trị từ 9,47±0,08 Bq.kg-1 đến 19,88±0,13 Bq.kg-1 với trung bình là 14,22±0,05

Bq.kg-1 (thấp hơn giá trị trung bình trong đất của thế giới); của 232Th có giá trị từ

9,54±0,13 Bq kg-1 đến 32,05±0,33 Bq.kg-1 với trung bình là 20,05±0,11 Bqkg-1

(thấp hơn giá trị trung bình trong đất của thế giới); của 40K có giá trị từ 229,57±2,96

Bq.kg-1 đến 545,40±5,65 Bq.kg-1 với trung bình là 447,37±2,31 Bq.kg-1 (cao hơn

giá trị trung bình trong đất của thế giới).

Đối với gạch chúng tôi thu được các kết quả như sau: Hoạt độ phóng xạ riêng

của đồng vị phóng xạ 238U có giá trị từ 37,66±2,16 Bq.kg-1 đến 44,08±2,26 Bq.kg-1

với trung bình là 41,59±0,91 Bq.kg-1(cao hơn giá trị trung bình trong đất của thế

giới);của 232Th có giá trị từ 53,92±3,10 Bq.kg-1 đến 55,98±3,13 Bq.kg-1 với trung bình

bằng 54,79±1,27 Bq.kg-1(cao hơn giá trị trung bình trong đất của thế giới) và của 40K

có giá trị từ 589,74±14,08 Bq.kg-1 đến 634,82±14,38 Bq.kg-1 với trung bình là

614,60±5,82 Bq.kg-1(thấp hơn giá trị trung bình trong đất của thế giới).

Sử dụng số liệu các hoạt độ phóng xạ riêng, chúng tôi đã tính các đại lượng

liên quan đến liều lượng học phóng xạ nhằm đánh giá ảnh hưởng của phóng xạ có

trong các mẫu xi măng của CHDCND Lào đến sức khỏe của người dân. Các đại

lượng mà chúng tôi đã tính bao gồm: Hoạt độ tương đương radium (Raeq), suất liều

hấp thụ trong không khí ở độ cao 1 mét so với mặt đất (DR), Tương đương liều hiệu

dụng năm (AEDE), các chỉ số nguy hiểm do chiếu xạ ngoài (Hex) và chiếu xạ trong

101

(Hin). Hầu hết giá trị của các đại lượng liên quan đến liều lượng học bức xạ bao gồm

hoạt độ tương đương radi Raeq, suất liều hấp thụ ở độ cao 1 mét ngoài không khí

DR, Tương đương liều hiệu dụng năm AEDE, các chỉ số nguy hiểm do chiếu ngoài

Hex và chiếu trong Hin của các VLXD chủ yếu (xi măng, đất, cát và gạch) của

CHDCND Lào đều nhỏ hơn ngưỡng an toàn do Ủy ban khoa học về ảnh hưởng của

bức xạ của Liên Hiệp Quốc đưa ra. Duy nhất có giá trị của suất liều hấp thụ ở độ

cao 1 mét ngoài không khí DR trong vật liệu gạch là lớn hơn ngưỡng an toàn. Vì vậy

có thể thấy rằng nếu sử dụng các vật liệu này để xây dựng nhà ở cho cư dân hoặc

các công trình công cộng cho sinh hoạt của cộng đồng, phóng xạ của chúng sẽ

không ảnh hưởng nhiều đến sức khỏe người dân.

102

DANH MỤC CÔNG TRÌNH CỦA TÁC GIẢ

1. Sonexay Xayheungsy, Le Hong Khiem. Measurement of natural radioactivity in

some cements of Lao PDR by using NaI(Tl) gamma-ray spectrometer,

Advance in applied and engineering Physics IV, Publishing House for

Science and Technology,2016, 231

2. Sonexay Xayheungsy, Le Hong Khiem, Phương pháp xác định hoạt độ của

các nguyên tố phóng xạ tự nhiên bằng phổ kế gamma dùng detector NaI(Tl),

Advance In Applied And Engineering Physics V, Publishing House for

Science and Technology, 2018, 295

3. S. Xayheungsy, L.H. Khiem, L.D. Nam, Radiation dose estimation of cement

samples used in Lao PDR, Communications in Physics, 27, No. 3, 2017,193-203.

4. Sonexay Xayheungsy, Le Hong Khiem, Le Dai Nam. Assessment Of The

Natual Radioactivity And Radiological Hazards In Lao Cement Samples.

Radiation Protection Dosimetry, 2018, Vol. 181, No. 3, 208–213.

5. Sonexay Xayheungsy, Le Hong Khiem, Natural Radioactivity In The Soil Of

Thoulakhom District In Vietiane Province, LaoPDR, Tập Chí Phát Triển Khoa

Học & Công Nghệ: Chuyên San Khoa Học Tự Nhiên, 2018, TẬP 2, SỐ 4.

6. X.Sonexay, L.H.Khiem, L.D.Nam, Assessment of Natural Radioactivity

Levels and Radiation Hazards of Building Materials of Lao PDR.

International Journal of Modern Engineering Research (IJMER), 14.04.2018

7. Sonexay Xayheungsy1,3, N.C.Thanh2, L.D.Nam2, V.H.Giang2 and L.H.Khiem2,3*,

Measurement of natural radioactivity in some sand and brick in Vietiane

province, Lao PDR. IJRDO - Journal of Applied Science, Volume-4, Issue, 11,

Nov, 2018.

103

TÀI LIỆU THAM KHẢO

1. Unscear, Sourceseffects and risk of ionizing radiation, in United Nations

Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation., United Nations, 1988.

2. EC (European Commission), Radiation protection, 112 - Radiological

protection principles concerning the natural radioactivity of building

materials,Directorate – general environment, Nuclear safety and civil

protection, 1999.

3. G.R. Gilmore, Practical gamma-ray spectrometry, 2nd edn, John Wiley &

sons, Ltd, 2008.

4. NNDC/ENSDF, National nuclear data centre/ evaluated nuclear structure

data file, on the following page: http://www.nndc.bnl.gov.

5. Lê Hồng Khiêm, Năng phổ gamma, Nhà xuất bản Đại học quốc gia Hà Nội,

2014.

6. A.H. Jaffey, K.F. Flynn, et al., Precision measurement of half-lives and

specific activities of 235U and 238U, Physical Review C, 1971, 4, 1889-1906.

7. Nguyễn Văn Đỗ, Các phương pháp phân tích hạt nhân, Nhà Xuất Bản Đại

Học Quốc Gia Hà Nội, 2004.

8. Ngô Quang Huy, Cơ sở vật lý hạt nhân, Nhà Xuất bản khoa học và kỹ thuật

2006.

9. E. I. Hart, J. W. Boag, Absorption spectrum of the hydrated electron in water

andin aqueous solution, J. Am. Chem. Soc, 1962, 84, 4090-4095

10. T. Henriksen, H. D. Maillie, Radiation and health, Taylor and Francis, 2003

11. J. Konya, Nuclear and radiochemistry 1st edition, University of Debrecen, Hungary,

2012.

12. S. Stoulos, M. Manolopoulou, C. Papastefanou, Assessment of natural

radiation exposure and radon exhalation from building materials in Greece,

Journal of environmental radioactivity, 2003, 69, 225-240.

13. H. Sorantin, Natural radioactivity of building materials in Austria, Radiation

Protection Dosimetry, 1979, 7, 59-61.

14. K. Asaduzzaman1, Assessment of natural radioactivity levels and potential

radiological risks of common building materials used in bangladeshi

dwellings, PLOS, 2015.

104

15. L. Xinwei, Natural radioactivity in some building materials of Xi’an, China,

Radiation measurements, 2005, 40, 94-97.

16. N.K. Ahmed,Measurement of natural radioactivity in building materials in Qena

city, Upper Egypt, Journal of environmental radioactivity, 2005, 83, 91-99.

17. M. Tufail, N. Ahmad, S.M. Mirza, N.M. Mirza and H.A. Khan b, Natural

radioactivity from the building materials used in Islamabad and Rawalpindi,

Pakistan, The science of the total environment, 1992, 121, 283-291.

18. S. Turhan, Assessment of the natural radioactivity and radiological hazards

in Turkish cement and its raw materials, Journal of environmental

radioactivity, 2008, 99, 404-414.

19. M.A. Addo, Evaluation of radiological hazard parameters in building

materials used in a rural area of Ghana, Archives of Physics Research,

2013, 4(3), 42-45.

20. V. Kumar, T.V. Ramachandran, R. Prasad, Natural radioactivity of Indian

building materials and by-products, Applied radiation and isotopes:

including data, instrumentation and methods for use in agriculture, industry

and medicine, 1999, 51, 93-96.

21. A. M.Amran, F. L.Aznan, S. Y. Muhamad, Y. Redzuwan , B. Ismail,

Radiological dose assessment of naturally occurring radioactive materials in

concrete building materials, Journal radioanal nuclear chemistry, 2013, 297,

277–284.

22. A. Malanca, V. Pessina, G. Dallara, Radionuclide content of building materials

and gamma ray dose rates in dwellings of rio grande do norte, Brazil, Radiation

protection dosimetry, 1993, 48, 199-203.

23 S. Xayheungsy, Lê Hồng Khiêm, Lê Đại Nam, Assessment of the natual

radioactivity and radiological hazards in lao cement samples, Radiation

protection dosimetry, 2018, 181, 208-213.

24. J. Beretka, P.J. Mathew, Natural radioactivity of australian building

materials, Industrial Wastesand by-products, Health physics society

pergamon press Ltd, 1985, 48, 87-95.

25. X. Lu, S. Chao, F. Yang, Determination of natural radioactivity and associated

radiation hazard in building materials used in Weinan, China,

Radiationphysics and chemistry, 99 (2014) 62-67.

105

26. D. Huang, T. Yu, Assessment of gamma radiation levels and natural

radioactivity in soils along a subtropical river basin, China, Radiochim. Acta,

2017, 105,

27. M.S.EL-Tahawy, R. H. Higgy, Natural radioactivity in different types of bricks

fabricated and used in the Cairo region, Appl Radiat. Isot, 1995, 46, 1401-1406.

28. A. Sroor, Natural radioactivity and radon exhalation rate of soil in southern

Egypt, Applied radiation and isotopes, 2001, 55, 873–879.

29. M. SHARAF,Natural radioactivity and radon exhalation rates in building

materials used in egypt, Radiation measurements, 1999, 3, 491-495.

30. V.A.P.De Aguiar, Gamma ray doses proceeding from natural occuring

radionuclides in closed environments, 2009 International Nuclear Atlantic

Conference - INAC 2009, associacao brasileira de energia nuclear-aben, Rio

de Janeiro,RJ, Brazil, September27 to October 2, 2009.

31. F.C.A. Ribeiro, J.I.R. Silva, et al,Natural radioactivity in soils of the state of

Rio de Janeiro (Brazil): Radiological characterization and relationships to

geological formation, soil types and soil properties., Journal of

environmental radioactivity, 2018, 182, 34-43.

32. Y. Raghu, R. Ravisankar, A. Chandrasekaran, P. Vijayagopal, B. Venkatraman,

Assessment of natural radioactivity and radiological hazards in building

materials used in the Tiruvannamalai District, Tamilnadu, India, using a

statistical approach, Journal of Taibah University for Science, 2015, 11, 523-533.

33. UNSCEAR, Sources and effects of ionizing radiation. United Nations Scientific

Committee on Effects of Atomic Radiation. United nations publication, (Report

to the General Assembly with Scientific Annexes), 2000, New York, USA

34. http://www.xaydung.gov.vn/en/web/guest/thong-tin-tu-lieu/-/tin-chi-

tiet/ek4I/86/18546/nghien-cuu-danh-gia-ham-luong-phong-xa-tu-nhien-

trong-vat-lieu-xay-dung-o-viet-nam.html. (5-7-2018)

35. G.F.Knoll, Radiation detection and measurement, John Wiley & Son Inc,

New York, 2000.

36. Nguyễn An Sơn, Cơ sở vật lý hạt nhân, Nhà Xuât Bản Đai Học Quốc Gia Tp

Hồ Chí Minh 2016.

37. W.E. Meyerhof, Elements of nuclear physics, McGraw-Hill Inc1967.

106

38. J. Lilley, Nuclear physics principles and applications, Jhon Wiley & Sons

Ltd,2001.

39. K.S. Krane, Introductory nuclear physics, John Wiley & Son, New York, 1988.

40. K.N.Mukhin, Experimentalnuclear physics, Volume I, Physics of atomic

nucleus, Moscow, Mir Publishers, 1987.

41. J.E. Parks, The Compton Effect-Compton Scattering and Gamma Ray

Spectroscopy, Department of Physics and Astronomy 401 Nielsen Physics

Building The University of Tennessee Knoxville, Tennessee 37996-1200.

Revision 3.00 (January 6, 2015).

42. Ngô Quang Huy, An toàn bức xạ ion hóa, Nhà Xuất Bản Khoa Học Và Kỹ

Thuật, 2004.

43. Đinh Sỹ Hiền, Điện tử hạt nhân, Đầu Dò Bán Dẫn Và Xử Lý Tín Hiệu, Nhà

Xuất Bản Đại Học Quốc Gia TP Hồ Chi Minh, 2005.

44. J.E. Martin, Physics for Radiation Protection, Wiley-VCH Verlag & Co.

KGaA,Boschstr. 12, 69469 Weinheim, Germany 2013.

45. Nguyễn Xuân Hải, Đầu Dò Bán Dẫn Và Ứng Dụng, Viện năng lượng

nguyên tử Việt Nam, 2011.

46. Lê Khánh Phồn (2004), Thăm dò phóng xạ, Nhà xuất bản giao thông vận tải

Hà Nội, 2004.

47. J.R. Lamarsh, A.J. Baratta,Introduction tonuclear engineering, Third

Edition, Prentice hall, Upper saddle river, New Jersey 07458, 2001.

48. J.B. Birks, The theory and Practice of scintillation counting pergamon press,

Oxford, 1964.

49. http://www.pp.rhul.ac.uk/~ptd/TEACHING/PH2510/np2.pdf. (5-8-2018)

50. N. Reguigui, Gamma ray spectrometry practical information, September 2006.

51. G. Dearnaley, Semiconductor counters for nuclear radiations, 2nd ed, Wiley,

New York, 1966.

52. Canberra industries, Genie 2000 Basic spectroscopy software, Meriden,

CT06450, U.S.A.

53. CanberraIndustries, Inc, “Germanium Detectors – User’s Manual”,Canberra

Industries, Inc, USA, 2004.

107

54. D.S.Hien, Development of nuclear spectroscopy systems using high

resolution semiconductor detector, Nuclear instruments and methods in

physics research A 373 (1996) 406-410.

55. K.S. Krane, Introductory nuclear physics, John Wiley &Sons1988.

56. J.L. Duggan, Laboratory Investigationsin Nuclear Science,The Nucleus, Inc,

1988.

57. EG&G ORTEC,Experiments in nuclear science, EG&G ORTEC, 1984.

58. Dr. James E. Parks. The compton effect - compton scattering andgamma ray

spectroscopy, 2009.

59. A.C. Chamberlain, Emissions from Sellafield and activities in soil, The

Science of the Total Environment,1996, 177, 259-280.

60. IAEA: Reference products for environment and trade; IAEA-RGU-1,

Uranium Ore,

https://nucleus.iaea.org/rpst/referenceproducts/referencematerials/radionuclid

es/IAEA-RGU-1.htm, Date of Release: 1987-01-01. (7-9-2018)

61. IAEA: Reference products for environment and trade;IAEA-RGTh-1,

Thorium Ore,

https://nucleus.iaea.org/rpst/referenceproducts/referencematerials/radionuclid

es/IAEA-RGTh-1.htm, Date of Release: 1987-01-01. (6-9-2018)

62. IAEA: Reference products for environment and trade; IAEA-RGK-1,

Potassium Sulfate,

https://nucleus.iaea.org/rpst/referenceproducts/referencematerials/radionuclid

es/IAEA-RGK-1.htm, Date of Release: 1987-01-01. (7-9-2018)

63. P. Chiozzia, P.D. Feliceb, A. Faziob, V. Pasqualea, M. Verdoyaa, Laboratory

application of NaI(Tl) g-ray spectrometry to studies of natural radioactivity in

geophysics, Applied radiation and isotopes, 2000, 53, 127-132.

64. ORTEC, 905 Series, NaI(Tl) Scintillation detectors,

http://experimentationlab.berkeley.edu/sites/default/files/images/905-4.pdf.

65. R. Haenel, L. Rybach, L. Stegena, Handbook of terrestrial heat-flow density

determination, Kluwer academic publishers, 1988, 125-142.,

66. IAEA,The use of gamma ray data to define the natural radiation

environment, Technical report series, 1990, IAEA, Vienna.

108

67. R. E. Wainerdi, E. A. Uken, Modern methods of geochemical analysis,The

journal of geology, 1974,82, New York.

68. G. FAURE, Principles of isotope geology, 2nd ed, Wiley, 1986, New York.

69. S. Xayheungsy, Le Hong Khiem. Phương pháp xác định hoạt độ của các

nguyên tố phóng xạ tự nhiên bằng phổ kế gamma dùng detector NaI(Tl),

Advance In Applied And Engineering Physics V, Publishing house for

science and technology, 2018, 295.

70. C. Dovlete, P.P. Povinec, Quantification of uncertainty in gamma-

spectrometric analysis of environmental samples, Monaco: Marine

environment laboratory, International atomic energy agency, 2004.

71. C. Hurtgen, S. Jerome, M. Woods, Revisiting currie- how low can you go?,

Applied Radiation and Isotopes, 2000, 53, 45-50.

72. S. Xayheungsy, L.H. Khiem, L.D. Nam, Radiation dose estimation of

cement samples used in Lao PDR, Communications in Physics, 27, No. 3

(2017) 193-203.

73. A. Kumar, M. Kumar, B. Singh, S. Singh,Natural activities of 238U, 232Th

and 40K in some Indian building materials, Radiation measurements, 2003,

36, 465-469.

74. D.A. BAJOGA, Evaluation of natural and anthropogenic radioactivity in

environmental samples from Kuwait using high-resolution gamma-ray

spectrometry, Department of PhysicsFaculty of Engineering and Physical

Sciences, A Dissertation for the Degree of Master, University of Surrey,

Guildford, GU2 7XH, UK, 2016.

75. D. Amrani, M. Tahtat, Natural radioactivity in Algerian building materials,

Applied radiation and isotopes, 2001, 54, 687-689.

76. T. Santawamaitre, D. Malain, H.A. Al-Sulaiti, D.A. Bradley, M.C.

Matthews, P.H. Regan, Determination of 238U, 232Th and 40K activity

concentrations in riverbank soil along the Chao Phraya river basin in

Thailand, Journal of environmental radioactivity, 2014, 138, 80-86.

77. B.U. Chang, S.M. Koh, Y.J. Kim, J.S. Seo, Y.Y. Yoon, J.W. Row, D.M. Lee,

Nationwide survey on the natural radionuclides in industrial raw minerals in

South Korea, Journal of environmental radioactivity, 2008, 99, 455-460.

109

78. S.J. Al-Kharouf, I.F. Al-Hamarneh, M. Dababneh, Natural radioactivity dose

assessment and uranium uptake by agricultural crops at Khan Al-Zabeeb,

Jordan, Journal of environmental radioactivity, 2008, 99, 1192-1199.

79. M. Belivermis, N. Kilic, Y. Cotuk, S. Topcuoglu, The effects of physicochemical

properties on gamma emitting natural radionuclide levels in the soil profile

of Istanbul, Environmental Monitoring and Assessment, 2010, 163, 15-26.

80. A. Nada, T.M. Abd-El Maksoud, M. Abu-Zeid Hosnia, T. El-Nagar, S.

Awad, Distribution of radionuclides in soil samples from a petrified wood

forest in El-Qattamia, Cairo, Egypt, Applied radiation and isotopes, 2009,

67, 643-649.

81. O.S. Ajayi, Measurement of activity concentrations of 40K, 226Ra and 232Th

for assessment of radiation hazards from soils of the southwestern region of

Nigeria, Radiation Environment Biophysics, 2009, 48, 323-332.

82. Huda Al-Sulaiti, Determination of Natural Radioactivity Levels of the State

of QatarUsing High- Resolution Gamma-ray Spectrometry, Department of

Physics, A Dissertation for the Degree of Doctor, University of Surrey, 2009.

83. A.W. Sunyar, Fast E2 Transitions, Physicalreview, 1955, 98, 653-657.

84. http://www.nucleide.org/Laraweb/. (8-9-2018)

85. UNSCEAR. Sources and effects of ionizing radiation, United nations

scientific committee on the effects of atomic radiation, 1993

86. NEA-OECD, Nuclear Energy Agency. Exposure to radiation from natural

radioactivity in building materials, Report by NEA Group of experts,

OECD, 1979, Paris.

87. R. Trevisi, S. Risica, M. D'Alessandro, D. Paradiso, C. Nuccetelli., Natural

radioactivity in building materials in the European Union: a database and

an estimate of radiological significance, Journal of environmental

radioactivity, 2012, 105, 11-20.

88. G. Xhixha, A. Ahmeti, G.P. Bezzon, M. Bitri, C. Broggini, G.P. Buso, A.

Caciolli, I. Callegari, F. Cfarku, T. Colonna, G. Fiorentini, E. Guastaldi, F.

Mantovani, G. Massa, R. Menegazzo, L. Mou, D. Prifti, C. Rossi Alvarez, D.

Sadiraj Kuqi, M. Shyti, L. Tushe, M. Xhixha Kaceli, A. Zyfi, First

110

characterisation of natural radioactivity in building materials manufactured

in Albania., Radiation protection dosimetry, 2013, 155, 217-223.

89. N. Damla, U. Cevik, A.I. Kobya, A. Celik, N. Celik, R. Van Grieken,

Radiation dose estimation and mass attenuation coefficients of cement

samples used in Turkey, Journal of hazardous materials, 2010, 176, 644-649.

90. D.O. Kpeglo, H. Lawluvi, A. Faanu, A.R. Awudu,Natural radioactivity and

its associated radiological hazards in Ghanaian cement, research journal of

environmental and earth sciences, 2011, 3, 161-167.

91. O. Brigido Flores, A. Montalvan Estrada, R. Rosa Suarez, J. Tomas

Zerquera, A. Hernandez Perez, Natural radionuclide content in building

materials and gamma dose rate in dwellings in Cuba, Journal of

environmental radioactivity, 2008, 99, 1834-1837.

92. H.M. Khan, Natural gamma-emiting radionuclides in Pakistaniportland

cement, Applied radiation and isotopes, 54 (2001) 861–865.

93. S.C. Lee, C.K. Kim, D.M. Lee, H.D. Kang,Natural radionuclides contents and

radon exhalation rates in building materials used in South Korea, Radiation

protection dosimetry, 2001, 94, 269–274.

94. L. Xinwei, Y. Guang, R. Chunhui, Natural radioactivity and radiological

hazards of building materials in Xianyang, China, Radiation physics and

chemistry, 2012, 81, 780-784.

95. N. Sharma, J. Singh, S.C. Esakki, R.M. Tripathi, A study of the natural

radioactivity and radon exhalation rate in some cements used in India and

its radiological significance., Journal of radiation research and applied

sciences, 2016, 9, 47-56.

96. S. Roy, M.S. Alam, M. Begum, B. Alam, Radioactivity in building

materials used in and around Dhaka city, Radiation protection

dosimetry, 2005, 114, 527-532.

97. Le Nhu Sieu,Nguyen Thanh Binh, Truong Y,et al.,Natural radioactivity

in commonly building materials used in Vietnam,WM2011 Conference,

2011, 11255.

111

98. N. Alkhomashi, F.I. Almasoud, O. Alhorayess, T.M. Alajayan, A.S.

Alsalamah, Y.A. Alssalim, Z.Q. Ababneh, Assessment of radioactivity and

trace elements of cement produced in Saudi Arabia, Environmental earth

sciences, 2017, 76.

99 S. Xayheungsy, L.H. Khiem, Measurement of natural radioactivity in some

cements of Lao PDR by using NaI(Tl) Gamma-ray spectrometer, Advance in

applied and engineering physics IV, Publishing house for science and

technology-2016.

112

PHỤ LỤC

Phụ lục 1

Chương trình tính các hệ số alpha dùng mẫu chuẩn IAEA-RGK1

'Doc pho RGK-1 de tinh cac he so alpha [1,1], alpha[1,2] va alpha[1,3]

DIM x(4100), y(4100), y1(4100) AS SINGLE

DIM Kleft(3), Kright(3), E(3), Eleft(3), Eright(3)

DIM Bleft(3), Bright(3)

'Doc dien tich 3 vung dinh tinh duoc tu pho phong

FOR j = 1 TO 3: READ Rb(j): NEXT j

DATA 5452.751,204.524,930.472

'INPUT "Name of the spectrum:"; Name$

Name$(1) = "IAEA-RGK-1"

Name$(2) = "IAEA-RGU-1"

Name$(3) = "IAEA-RGTh-1"

FOR j = 1 TO 3

pho$(j) = "C:\QB64\SONXAY1_NAI\" + Name$(j) + ".SPE"

NEXT j

'Doc pho "IAEA-RGK-1" de tinh he so Alpha[1,1]

OPEN pho$(1) FOR INPUT AS #1 'Mo pho IAEA-RGU-1 de tinh alpha [2,1],

alpha[2,2] & Alpha [2,3]

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Spec_Name$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Ngaydo$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, T_Live, T_Real

113

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Temp$

ymax = 0

FOR i = 1 TO 4096

x(i) = i

INPUT #1, y(i)

y(i) = y(i) / T_Live * 5000

IF y(i) > 0 THEN y1(i) = LOG(y(i)) ELSE y1(i) = 0

IF y1(i) > ymax THEN ymax = y1(i)

NEXT i

ymax = 1.5 * ymax

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Ene0, Ene1

CLOSE #1

FOR j = 1 TO 3

READ E(j)

Eleft(j) = E(j) - E(j) / 100 * 7.5

Eright(j) = E(j) + E(j) / 100 * 7.5

Kleft(j) = INT((Eleft(j) - Ene0) / Ene1)

Kright(j) = INT((Eright(j) - Ene0) / Ene1)

NEXT j

DATA 1460.8,1764.5,2614.5

GOSUB vepho

PRINT " CAC HE SO ALPHA[1,1], ALPHA[1,2] VA ALPHA[1,3] TINH TU

PHO RGK-1"

PRINT

FOR j = 1 TO 3

Bleft(j) = 0: Bright(j) = 0

FOR i = Kleft(j) - 20 TO Kleft(j)

Bleft(j) = Bleft(j) + y(i)

NEXT i

114

FOR i = Kright(j) TO Kright(j) + 20

Bright(j) = Bright(j) + y(i)

NEXT i

Bleft(j) = Bleft(j) / 21

Bright(j) = Bright(j) / 21

b1(j) = (Bleft(j) - Bright(j)) / (Kleft(j) - Kright(j))

b0(j) = Bleft(j) - b1(j) * Kleft(j)

Snet(j) = 0

FOR i = Kleft(j) TO Kright(j)

Snet(j) = Snet(j) + y(i) - b0(j) - b1(j) * i

NEXT i

N1(j) = Snet(j) - Rb(j): IF N1(j) < 0 THEN N1(j) = 0

alpha(1, j) = N1(j)

PRINT USING " Alpha[1,#]=######.##"; j, alpha(1, j)

NEXT j

GOSUB cho

END

cho:

DO: LOOP WHILE INKEY$ = ""

RETURN

vepho:

SCREEN 12: WINDOW (0, 0)-(4096, ymax)

FOR i = 1 TO 4096

LINE (x(i), 0)-(x(i), y1(i))

NEXT i

FOR j = 1 TO 3

FOR i = Kleft(j) TO Kright(j)

LINE (x(i), 0)-(x(i), y1(i)), 4 + j

NEXT i

NEXT j

115

COLOR (14)

PRINT Spec_Name$

PRINT Ngaydo$

PRINT "Tlive="; T_Live

GOSUB cho: SCREEN 0

RETURN

116

Phụ lục 2

Chương trình tính các hệ số alpha dùng mẫu chuẩn IAEA-RGTh1

'Doc pho RGTh-1 de tinh cac he so alpha [3,1], alpha[3,2] va alpha[3,3]

DIM x(4100), y(4100), y1(4100) AS SINGLE

DIM Kleft(3), Kright(3), E(3), Eleft(3), Eright(3)

DIM Bleft(3), Bright(3)

'Doc dien tich 3 vung dinh tinh duoc tu pho phong

FOR j = 1 TO 3: READ Rb(j): NEXT j

DATA 5452.751,204.524,930.472

'INPUT "Name of the spectrum:"; Name$

Name$(1) = "IAEA-RGK-1"

Name$(2) = "IAEA-RGU-1"

Name$(3) = "IAEA-RGTh-1"

FOR j = 1 TO 3

pho$(j) = "C:\QB64\SONXAY1_NAI\" + Name$(j) + ".SPE"

NEXT j

'Doc pho "IAEA-RGK-1" de tinh he so Alpha[1,1]

OPEN pho$(3) FOR INPUT AS #1 'Mo pho IAEA-RGU-1 de tinh

alpha[2,1],alpha[2,2] & Alpha [2,3]

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Spec_Name$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Ngaydo$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, T_Live, T_Real

INPUT #1, Temp$

117

INPUT #1, Temp$

ymax = 0

FOR i = 1 TO 4096

x(i) = i

INPUT #1, y(i)

y(i) = y(i) / T_Live * 5000

IF y(i) > 0 THEN y1(i) = LOG(y(i)) ELSE y1(i) = 0

IF y1(i) > ymax THEN ymax = y1(i)

NEXT i

ymax = 1.5 * ymax

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Ene0, Ene1

CLOSE #1

FOR j = 1 TO 3

READ E(j)

Eleft(j) = E(j) - E(j) / 100 * 7.5

Eright(j) = E(j) + E(j) / 100 * 7.5

Kleft(j) = INT((Eleft(j) - Ene0) / Ene1)

Kright(j) = INT((Eright(j) - Ene0) / Ene1)

NEXT j

DATA 1460.8,1764.5,2614.5

GOSUB vepho

PRINT " CAC HE SO ALPHA[3,1], ALPHA[3,2] VA ALPHA[3,3] TINH TU

PHO RGTh-1"

PRINT

FOR j = 1 TO 3

Bleft(j) = 0: Bright(j) = 0

FOR i = Kleft(j) - 20 TO Kleft(j)

Bleft(j) = Bleft(j) + y(i)

NEXT i

118

FOR i = Kright(j) TO Kright(j) + 20

Bright(j) = Bright(j) + y(i)

NEXT i

Bleft(j) = Bleft(j) / 21

Bright(j) = Bright(j) / 21

b1(j) = (Bleft(j) - Bright(j)) / (Kleft(j) - Kright(j))

b0(j) = Bleft(j) - b1(j) * Kleft(j)

Snet(j) = 0

FOR i = Kleft(j) TO Kright(j)

Snet(j) = Snet(j) + y(i) - b0(j) - b1(j) * i

NEXT i

N3(j) = Snet(j) - Rb(j): IF N3(j) < 0 THEN N3(j) = 0

alpha(3, j) = N3(j)

PRINT USING " Alpha[3,#]=######.##"; j, alpha(3, j)

NEXT j

GOSUB cho

END

cho:

DO: LOOP WHILE INKEY$ = ""

RETURN

vepho:

SCREEN 12: WINDOW (0, 0)-(4096, ymax)

FOR i = 1 TO 4096

LINE (x(i), 0)-(x(i), y1(i))

NEXT i

FOR j = 1 TO 3

FOR i = Kleft(j) TO Kright(j)

LINE (x(i), 0)-(x(i), y1(i)), 4 + j

NEXT i

NEXT j

119

COLOR (14)

PRINT Spec_Name$

PRINT Ngaydo$

PRINT "Tlive="; T_Live

GOSUB cho: SCREEN 0

RETURN

120

Phụ lục 3

Chương trình tính các hệ số alpha dùng mẫu chuẩn IAEA-RGU1

'Doc pho RGU-1 de tinh cac he so alpha [2,1], alpha[2,2] va alpha[2,3]

DIM x(4100), y(4100), y1(4100) AS SINGLE

DIM Kleft(3), Kright(3), E(3), Eleft(3), Eright(3)

DIM Bleft(3), Bright(3)

'Doc dien tich 3 vung dinh tinh duoc tu pho phong

FOR j = 1 TO 3: READ Rb(j): NEXT j

DATA 5452.751,204.524,930.472

'INPUT "Name of the spectrum:"; Name$

Name$(1) = "IAEA-RGK-1"

Name$(2) = "IAEA-RGU-1"

Name$(3) = "IAEA-RGTh-1"

FOR j = 1 TO 3

pho$(j) = "C:\QB64\SONXAY1_NAI\" + Name$(j) + ".SPE"

NEXT j

'Doc pho "IAEA-RGU-1"

OPEN pho$(2) FOR INPUT AS #1 'Mo pho IAEA-RGU-1 de tinh

alpha[2,1],alpha[2,2] & Alpha [2,3]

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Spec_Name$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Ngaydo$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, T_Live, T_Real

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Temp$

121

ymax = 0

FOR i = 1 TO 4096

x(i) = i

INPUT #1, y(i)

y(i) = y(i) / T_Live * 5000

IF y(i) > 0 THEN y1(i) = LOG(y(i)) ELSE y1(i) = 0

IF y1(i) > ymax THEN ymax = y1(i)

NEXT i

ymax = 1.5 * ymax

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Ene0, Ene1

CLOSE #1

FOR j = 1 TO 3

READ E(j)

Eleft(j) = E(j) - E(j) / 100 * 7.5

Eright(j) = E(j) + E(j) / 100 * 7.5

Kleft(j) = INT((Eleft(j) - Ene0) / Ene1)

Kright(j) = INT((Eright(j) - Ene0) / Ene1)

NEXT j

DATA 1460.8,1764.5,2614.5

GOSUB vepho

PRINT " CAC HE SO ALPHA[2,1], ALPHA[2,2] VA ALPHA[2,3] TINH TU

PHO RGU-1"

PRINT

FOR j = 1 TO 3

Bleft(j) = 0: Bright(j) = 0

FOR i = Kleft(j) - 20 TO Kleft(j)

Bleft(j) = Bleft(j) + y(i)

NEXT i

FOR i = Kright(j) TO Kright(j) + 20

122

Bright(j) = Bright(j) + y(i)

NEXT i

Bleft(j) = Bleft(j) / 21

Bright(j) = Bright(j) / 21

b1(j) = (Bleft(j) - Bright(j)) / (Kleft(j) - Kright(j))

b0(j) = Bleft(j) - b1(j) * Kleft(j)

Snet(j) = 0

FOR i = Kleft(j) TO Kright(j)

Snet(j) = Snet(j) + y(i) - b0(j) - b1(j) * i

NEXT i

N2(j) = Snet(j) - Rb(j): IF N2(j) < 0 THEN N2(j) = 0

alpha(2, j) = N2(j)

PRINT USING " Alpha[2,#]=######.##"; j, alpha(2, j)

NEXT j

GOSUB cho

END

cho:

DO: LOOP WHILE INKEY$ = ""

RETURN

vepho:

SCREEN 12: WINDOW (0, 0)-(4096, ymax)

FOR i = 1 TO 4096

LINE (x(i), 0)-(x(i), y1(i))

NEXT i

FOR j = 1 TO 3

FOR i = Kleft(j) TO Kright(j)

LINE (x(i), 0)-(x(i), y1(i)), 4 + j

NEXT i

NEXT j

COLOR (14)

123

PRINT Spec_Name$

PRINT Ngaydo$

PRINT "Tlive="; T_Live

GOSUB cho: SCREEN 0

RETURN

124

Phụ lục 4

Chương trình tính các hệ số e(i,j)

'chuong trinh tinh cac he so E[i,j] tu cac he so ALPHA[i,j]

CLS

DIM alpha(3, 3), e(3, 3) AS SINGLE

DIM A(3, 3) AS SINGLE

A(1, 1) = 9869: A(1, 2) = 0: A(1, 3) = 0 'Hoat do cua K, U va Th trong RGK-1

A(2, 1) = 0: A(2, 2) = 3527: A(2, 3) = 0 'Hoat do cua K, U va Th trong RGU-1

A(3, 1) = 0.07: A(3, 2) = 18: A(3, 3) = 2298 'Hoat do cua K, U va Th trong RGTh-1

'Cac he so alpha tinh duoc tu cac pho chua RGK-1, RGU1 va RGTh-1

alpha(1, 1) = 37146.35: alpha(1, 2) = 16.98: alpha(1, 3) = 0

alpha(2, 1) = 7211.84: alpha(2, 2) = 21797.71: alpha(3, 1) = 0.0

alpha(3, 1) = 0.0: alpha(3, 2) = 0.0: alpha(3, 3) = 12157.23

e(1, 1) = alpha(1, 1) / A(1, 1)

e(1, 2) = alpha(1, 2) / A(2, 2)

e(1, 3) = (alpha(1, 3) - alpha(1, 2) / A(2, 2) * A(2, 3)) / A(3, 3)

e(2, 1) = 0

e(2, 2) = alpha(2, 2) / A(2, 2)

e(2, 3) = (alpha(2, 3) - alpha(2, 2) / A(2, 2) * A(2, 3)) / A(3, 3)

e(3, 1) = 0

e(3, 2) = alpha(3, 2) / A(2, 2)

e(3, 3) = (alpha(3, 3) - alpha(1, 2) / A(2, 2) * A(2, 3)) / A(3, 3)

COLOR (10): PRINT: PRINT

PRINT " CAC HE SO E DUNG DE TINH HOAT DO CUA K, U VA Th

TRONG CAC MAU XI MANG"

PRINT

FOR j = 1 TO 3

PRINT USING " e[1,#] = ##.####^^^^"; j, e(1, j)

PRINT USING " e[2,#] = ##.####^^^^"; j, e(2, j)

PRINT USING " e[3,#] = ##.####^^^^"; j, e(3, j)

NEXT j

DO: LOOP WHILE INKEY$ = ""

END

125

Phụ lục 5

Chương trình XIMANG dùng để biểu diễn và phân tích phổ gamma đo bằng

detector nhấp nháy NaI(Tl)

'CHUONG TRINH TINH HOAT DO XI MANG SAU KHI DA CO CAC HE SO

Ef[1,J]

DIM x(4100), y(4100), y1(4100) AS SINGLE

DIM Kleft(3), Kright(3), E(3), Eleft(3), Eright(3)

DIM Bleft(3), Bright(3)

Ef(1, 1) = 3.764: Ef(1, 2) = 4.814E-3: Ef(1, 3) = 0

Ef(2, 1) = 0: Ef(2, 2) = 6.18: Ef(2, 3) = 0

Ef(3, 1) = 0: Ef(3, 2) = 0: Ef(3, 3) = 5.290

'Doc dien tich 3 vung dinh tinh duoc tu pho phong

FOR j = 1 TO 3: READ Rb(j): NEXT j

DATA 5452.751,204.524,930.472

PRINT " PHAN MEM XI MANG"

PRINT " VIEN VAT LY - VIEN HLKHCNVN"

PRINT

PRINT

PRINT

INPUT " Ten mau xi mang "; Name$

pho$ = "C:\QB64\SONXAY1_NAI\1K\" + Name$ + ".SPE"

PRINT

INPUT " Khoi luong cua mau [gram] "; m_mau

PRINT

INPUT " Khoi luong chuan RGK-1 [gram] "; m_K

PRINT

INPUT " Khoi luong mau chuan RGU-1 [gram] "; m_U

PRINT

INPUT " Khoi luong mau chuan RGTh-1 [gram] "; m_Th

126

PRINT: PRINT: PRINT

PRINT " CHU Y: MAY TINH BAT DAU PHAN TICH !!!"

DO: LOOP WHILE INKEY$ = ""

OPEN pho$ FOR INPUT AS #1

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Spec_Name$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Ngaydo$

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, T_Live, T_Real

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Temp$

ymax = 0

FOR i = 1 TO 4096

x(i) = i

INPUT #1, y(i)

y(i) = y(i) / T_Live * 5000

IF y(i) > 0 THEN y1(i) = LOG(y(i)) ELSE y1(i) = 0

IF y1(i) > ymax THEN ymax = y1(i)

NEXT i

ymax = 1.5 * ymax

INPUT #1, Temp$

INPUT #1, Ene0, Ene1

CLOSE #1

FOR j = 1 TO 3

READ E(j)

Eleft(j) = E(j) - E(j) / 100 * 7.5

Eright(j) = E(j) + E(j) / 100 * 7.5

Kleft(j) = INT((Eleft(j) - Ene0) / Ene1)

127

Kright(j) = INT((Eright(j) - Ene0) / Ene1)

NEXT j

DATA 1460.8,1764.5,2614.5

GOSUB vepho

FOR j = 1 TO 3

Bleft(j) = 0: Bright(j) = 0

FOR i = Kleft(j) - 20 TO Kleft(j)

Bleft(j) = Bleft(j) + y(i)

NEXT i

FOR i = Kright(j) TO Kright(j) + 20

Bright(j) = Bright(j) + y(i)

NEXT i

Bleft(j) = Bleft(j) / 21

Bright(j) = Bright(j) / 21

b1(j) = (Bleft(j) - Bright(j)) / (Kleft(j) - Kright(j))

b0(j) = Bleft(j) - b1(j) * Kleft(j)

Snet(j) = 0

FOR i = Kleft(j) TO Kright(j)

Snet(j) = Snet(j) + y(i) - b0(j) - b1(j) * i

NEXT i

N(j) = Snet(j) - Rb(j): IF N(j) < 0 THEN N(j) = 0

alpha(j) = N(j)

NEXT j

GOSUB GiaiHePT

AK = V(1): AU = V(2): ATh = V(3)

PRINT " HOAT DO RIENG CUA CAC DOG VI TRONG MAU XI

MANG "; Name$: PRINT: PRINT

PRINT USING " Hoat do cua 40K trong mau = ########.## Bq/kg"; AK

* m_mau / m_K

PRINT USING " Hoat do cua 238U trong mau = ########.## Bq/kg"; AU

* m_mau / m_U

128

PRINT USING " Hoat do cua 232Th trong mau = ########.## Bq/kg";

ATh * m_mau / m_Th

GOSUB cho

END

cho:

DO: LOOP WHILE INKEY$ = ""

RETURN

vepho:

SCREEN 12: WINDOW (0, 0)-(4096, ymax)

FOR i = 1 TO 4096

LINE (x(i), 0)-(x(i), y1(i))

NEXT i

FOR j = 1 TO 3

FOR i = Kleft(j) TO Kright(j)

LINE (x(i), 0)-(x(i), y1(i)), 4 + j

NEXT i

NEXT j

COLOR (14)

PRINT Spec_Name$

PRINT Ngaydo$

PRINT "Tlive="; T_Live

GOSUB cho: SCREEN 0

RETURN

GiaiHePT:

FOR j = 1 TO 3: FOR k = 1 TO 3: C(j, k) = Ef(j, k): NEXT k, j

FOR j = 1 TO 3: V(j) = alpha(j): NEXT j

FOR i = 1 TO 3

FOR j = i + 1 TO 3

C(i, j) = C(i, j) / C(i, i)

NEXT j

129

V(i) = V(i) / C(i, i)

IF i = 3 THEN GOTO 2

FOR k = i + 1 TO N

IF C(k, i) = 0 THEN 1 ELSE V(k) = V(k) - C(k, i) * V(i)

FOR j = i + 1 TO 3

C(k, j) = C(k, j) - C(k, i) * C(i, j)

NEXT j

1 NEXT k

NEXT i

2 FOR i = 3 - 1 TO 1 STEP -1

FOR j = i + 1 TO 3

V(i) = V(i) - C(i, j) * V(j)

NEXT j

NEXT i

'Nghiem la V(1), V(2) va V(3)

RETURN

130

Phụ lục 6

Chương trình tính các đại lượng liều lượng học bức xạ

'Calculation of radiation hazard from specific activity of Ra, Th and K

NS = 8

CLS

DIM Mau$(NS), ARa(NS), ATh(NS), AK(NS)

DIM S_ARa(NS), S_ATh(NS), S_AK(NS)

DIM RAeq(NS), S_Raeq(NS), D(NS), S_D(NS), Hex(NS), S_Hex(NS), H_in(NS),

S_Hin(NS)

DIM Igamma(NS), S_Igamma(NS)

FOR I = 1 TO NS: READ Mau$(I): NEXT I

DATA "1V","2V","1VT","2VT","1SV","2SV","1K","2K"

FOR I = 1 TO NS: READ ARa(I): NEXT I

FOR I = 1 TO NS: READ S_ARa(I): NEXT I

'Doc vao hoat do cua 226Ra

DATA 39.88,38.83,33.57,30.32,54.39,51.74,28.55,24.83

'Doc vao sai so hoat do cua Ra

DATA 2.19,4.91,2.14,1.16,5.90,4.64,3.13,1.18

FOR I = 1 TO NS: READ ATh(I): NEXT I

FOR I = 1 TO NS: READ S_ATh(I): NEXT I

'Doc vao hoat do cua Th

DATA 10.10,9.67,17.37,21.17,7.91,6.63,20.73,16.61

'Doc vao Sai so hoat do cua Th

DATA 0.93,1.57,0.92,0.48,0.97,1.59,0.61,1.26

FOR I = 1 TO NS: READ AK(I): NEXT I

FOR I = 1 TO NS: READ S_AK(I): NEXT I

131

'Doc vao hoat do cua K

DATA 156.92,126.99,131.93,168.70,45.22,43.28,141.83,113.71

'Doc vao sai so hoat do cua K

DATA 10.94,22.07,4.60,3.34,1.41,7.68,3.94,4.71

TB_ARa = 0: TB_ATh = 0: TB_AK = 0: SSRa = 0: SSTh = 0: SSK = 0

FOR I = 1 TO NS

TB_ARa = TB_ARa + ARa(I) / NS: SSRa = SSRa + S_ARa(I) / NS

TB_ATh = TB_ATh + ATh(I) / NS: SSTh = SSTh + S_ATh(I) / NS

TB_AK = TB_AK + AK(I) / NS: SSK = SSK + S_AK(I) / NS

NEXT I

TB_D = 0: SSD = 0

FOR I = 1 TO NS

D(I) = 0.462 * ARa(I) + 0.604 * ATh(I) + 0.042 * AK(I)

S_D(I) = SQR(0.462 ^ 2 * S_ARa(I) ^ 2 + 0.604 ^ 2 * S_ATh(I) ^ 2 + 0.042 ^ 2

* S_AK(I) ^ 2)

TB_D = TB_D + D(I) / NS: SSD = SSD + S_D(I) / NS

NEXT I

TB_RAeq = 0: SSRAeq = 0

FOR I = 1 TO NS

RAeq(I) = ARa(I) + 1.43 * ATh(I) + 0.77 * AK(I)

S_Raeq(I) = SQR(S_ARa(I) ^ 2 + 1.43 ^ 2 * S_ATh(I) ^ 2 + 0.77 ^ 2 * S_AK(I)

^ 2)

TB_RAeq = TB_RAeq + RAeq(I) / NS: SSRAeq = SSRAeq + S_Raeq(I) / NS

NEXT I

'Calculate Hex

TB_Hex = 0: SSHex = 0

FOR I = 1 TO NS

Hex(I) = ARa(I) / 370 + ATh(I) / 259 + AK(I) / 4810

132

S_Hex(I) = SQR(S_ARa(I) ^ 2 / 370 ^ 2 + S_ATh(I) / 259 ^ 2 + S_AK(I) / 4810

^ 2)

TB_Hex = TB_Hex + Hex(I) / NS: SSHex = SSHex + S_Hex(I) / NS

NEXT I

'Calculate Hin

TB_Hin = 0: SSHin = 0

FOR I = 1 TO NS

Hin(I) = ARa(I) / 185 + ATh(I) / 259 + AK(I) / 4810

S_Hin(I) = SQR(S_ARa(I) ^ 2 / 185 ^ 2 + S_ATh(I) / 259 ^ 2 + S_AK(I) / 4810 ^

2)

TB_Hin = TB_Hin + Hin(I) / NS: SSHin = SSHin + S_Hin(I) / NS

NEXT I

'Calculate Igamma

TB_Igamma = 0: SSIgamma = 0

FOR I = 1 TO NS

Igamma(I) = ARa(I) / 150 + ATh(I) / 100 + AK(I) / 1500

S_Igamma(I) = SQR(S_ARa(I) ^ 2 / 150 ^ 2 + S_ATh(I) / 100 ^ 2 + S_AK(I) /

1500 ^ 2)

TB_Igamma = TB_Igamma + Igamma(I) / NS: SSIgamma = SSIgamma +

S_Igamma(I) / NS

NEXT I

TB_AEDE_in = 0: SSAEDE_in = 0

FOR I = 1 TO NS

AEDE_in(I) = D(I) * 8760 * 0.7 * 0.7 * 1E-6

S_AEDE_in(I) = SQR(S_D(I) ^ 2 / (8760 * 0.7 * 0.7) ^ 2)

TB_AEDE_in = TB_AEDE_in + AEDE_in(I) / NS: SSAEDE_in = SSAEDE_in

+ S_AEDE_in(I) / NS

NEXT I

TB_AEDE_ex = 0: SSAEDE_ex = 0

133

FOR I = 1 TO NS

AEDE_ex(I) = D(I) * 8760 * 0.3 * 0.7 * 1E-6

S_AEDE_ex(I) = SQR(S_D(I) ^ 2 / (8760 * 0.3 * 0.7) ^ 2)

TB_AEDE_ex = TB_AEDE_ex + AEDE_ex(I) / NS: SSAEDE_ex = SSAEDE_ex

+ S_AEDE_ex(I) / NS

NEXT I

GOSUB InKQ

END

InKQ:

z$ = CHR$(9)

OPEN "C:\QB64\KETQUA.xls" FOR OUTPUT AS #1

PRINT #1, ""

PRINT #1, "Sample";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "Ra";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "ERR";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "Th";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "ERR";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "K";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "ERR";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "Ab.Dose";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "ERR";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "Ra_eq";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "ERR";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "Hex";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "ERR";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "Hin";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "ERR";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "Igamma";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "ERR";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "AEDE_in";: PRINT #1, z$;

134

PRINT #1, "ERR";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "AEDE_ex";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, "ERR";: PRINT #1, z$

PRINT #1, ""

FOR I = 1 TO NS

PRINT #1, USING "\ \"; Mau$(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; ARa(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; S_ARa(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; ATh(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; S_ATh(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; AK(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; S_AK(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; D(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; S_D(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; RAeq(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; S_Raeq(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ##.###"; Hex(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ##.###"; S_Hex(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ##.###"; Hin(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ##.###"; S_Hin(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ##.###"; Igamma(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ##.###"; S_Igamma(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; AEDE_in(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; S_AEDE_in(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; AEDE_ex(I);: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; S_AEDE_ex(I);: PRINT #1, z$

NEXT I

PRINT #1, ""

PRINT #1, "Ave";: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; TB_ARa;: PRINT #1, z$;

135

PRINT #1, USING " ###.##"; SSRa;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; TB_ATh;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; SSTh;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; TB_AK;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.##"; SSK;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; TB_D;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; SSD;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; TB_RAeq;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; SSRAeq;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; TB_Hex;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; SSHex;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; TB_Hin;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; SSHin;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; TB_Igamma;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; SSIgamma;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; TB_AEDE_in;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; SSAEDE_in;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; TB_AEDE_ex;: PRINT #1, z$;

PRINT #1, USING " ###.###"; SSAEDE_ex;: PRINT #1, z$

CLOSE #1

RETURN