›

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

pdf 52 trang thiennha21 15/04/2022 4730
Download
Bạn đang xem 20 trang mẫu của tài liệu "Khóa luận Xác định suất liều phóng xạ môi trường sử dụng detector NaI(Tl) 7,6cm x 7,6cm", để tải tài liệu gốc về máy bạn click vào nút DOWNLOAD ở trên

Tài liệu đính kèm:

  • pdfxac_dinh_suat_lieu_phong_xa_moi_truong_su_dung_detector_nait.pdf

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

  1. BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH KHOA VẬT LÝ NGÔ VŨ THIÊN QUANG XÁC ĐỊNH SUẤT LIỀU PHÓNG XẠ MÔI TRƯỜNG SỬ DỤNG DETECTOR NaI(Tl) 7,6cm x 7,6cm KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP ĐẠI HỌC TS. Võ Hồng Hải Tp. Hồ Chí Minh - 2018
  2. BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH KHOA VẬT LÝ NGÔ VŨ THIÊN QUANG XÁC ĐỊNH SUẤT LIỀU PHÓNG XẠ MÔI TRƯỜNG SỬ DỤNG DETECTOR NaI(Tl) 7,6cm x 7,6cm KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP ĐẠI HỌC TS. Võ Hồng Hải Tp. Hồ Chí Minh - 2018
  3. Lời cảm ơn Trong quá trình học tập và hoàn thành khóa luận tốt nghiệp, tôi xin gửi lời cám ơn chân thành đến: TS. Võ Hồng Hải đã tận tình chỉ bảo không những kiến thức cần thiết hoàn thành khoá luận mà còn phương pháp làm việc khoa học. TS. Phạm Nguyễn Thành Vinh đã tạo môi trường gặp gỡ nhóm nghiên cứu của thầy, nhờ đó tôi được học tập và rèn luyện nhiều kĩ năng. Quý thầy trong tổ Vật Lý Hạt Nhân, khoa Vật lý, trường đại học Sư Phạm TP.HCM cũng như quý thầy cô bộ môn Vật Lý Hạt Nhân, khoa Vật lý, trường đại học Khoa Học Tự Nhiên đã tận tình giảng dạy và tạo điều kiện cho tôi trong suốt quá trình học tập và thực hiện khoá luận. Cuối cùng, tôi xin bày tỏ lòng cám ơn đến gia đình và bạn bè đã ủng hộ tôi về nhiều mặt trong thời gian qua. Khóa luận tốt nghiệp này hoàn thành là nhờ vào sự giúp đỡ của tất cả. Tp. Hồ Chí Minh, Ngày 02 tháng 05 năm 2018 Sinh viên NGÔ VŨ THIÊN QUANG
  4. Mục lục Danh mục hình vẽ iii Lời mở đầu 1 1 Tổng quan 3 1.1 Giới thiệu về phóng xạ môi trường tự nhiên . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3 1.1.1 Nguồn gốc phóng xạ môi trường tự nhiên . . . . . . . . . . . . . . . . . 3 1.1.2 Các chuỗi đồng vị phóng xạ tự nhiên Actinium, Uranium, Thorium . . . 4 1.1.3 Phóng xạ từ khí Radon và con cháu của Radon . . . . . . . . . . . . . . 11 1.2 Các đại lượng vật lý mô tả tương tác bức xạ với vật chất . . . . . . . . . . . . . 12 1.2.1 Hệ số Kerma . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12 1.2.2 Liều hấp thụ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15 1.2.3 Liều chiếu . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 16 1.3 Mối tương quan giữa suất liều chiếu và phổ năng lượng – hệ số chuyển đổi suất liều chiếu G(E) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 18 1.3.1 Mối tương quan giữa suất liều chiếu và phổ năng lượng . . . . . . . . . 18 1.3.2 Hệ số chuyển đổi suất liều chiếu G(E) . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19 1.3.3 Hệ số G(E) của detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm . . . . . . . . . . . . 19 2 Mô tả thực nghiệm đo phóng xạ môi trường 21 2.1 Thí nghiệm đo phóng xạ môi trường sử dụng detector HPGe . . . . . . . . . . . 21 2.1.1 Detector HPGe . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21 i
  5. 2.1.2 Các thông số đo thí nghiệm – phổ năng lượng . . . . . . . . . . . . . . 22 2.2 Thí nghiệm đo phóng xạ môi trường sử dụng detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm . 24 2.2.1 Detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm 24 2.2.2 Các thông số đo thí nghiệm – phổ năng lượng . . . . . . . . . . . . . . 24 3 Phân tích số liệu và đánh giá kết quả 26 3.1 Phổ năng lượng gamma ghi nhận trên detector HPGe và NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm 26 3.2 Phân tích phổ năng lượng gamma HPGe và NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm xác định các đồng vị phóng xạ có trong môi trường . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27 3.2.1 Xác định các đồng vị phóng xạ của phổ năng lượng gamma HPGe . . . 27 3.2.2 Xác định các đồng vị phóng xạ của phổ năng lượng gamma NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm 33 3.3 Xác định suất liều chiếu dựa vào phổ năng lượng của detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm 35 Kết luận 37 Tài liệu tham khảo 39 Phụ lục 42 A Xác định các đồng vị phóng xạ từ phổ năng lượng ghi nhận bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm bằng phần mềm Colegram 42 ii
  6. Danh mục hình vẽ Hình 1.1 Dãy phân rã phóng xạ Actinium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5 Hình 1.2 Dãy phân rã phóng xạ Uranium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7 Hình 1.3 Dãy phân rã phóng xạ Thorium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10 Hình 1.4 Hệ số G(E) của detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm dựa theo hướng của photon tới. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20 Hình 2.1 Detector HPGe model GC2518, Canberra Inc. . . . . . . . . . . . . . 22 Hình 2.2 Phổ năng lượng gamma đo phóng xạ môi trường tại một phòng thí nghiệm được ghi nhận bởi detector HPGe. . . . . . . . . . . . . . . . . 23 Hình 2.3 Detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm InSpectorTM 1000, Canberra Inc. . . 24 Hình 2.4 Phổ năng lượng gamma đo phóng xạ môi trường tại một phòng thí nghiệm được ghi nhận bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. . . . . . . 25 Hình 3.1 Phổ năng lượng gamma ghi nhận trên detector HPGe và NaI(Tl) 7,6cm× 7,6cm. 27 Hình 3.2 Các đồng vị phóng xạ trong môi trường được xác định từ phổ năng lượng gamma đo bởi detector HPGe. (a) Vùng năng lượng 50 – 400 keV. (b) Vùng năng lượng 400 – 1000 keV. (c) Vùng năng lượng 1000 – 1500 keV. (d) Vùng năng lượng 1500 – 2000 keV. (e) Vùng năng lượng 2000 – 3000 keV. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29 Hình 3.3 Các đồng vị phóng xạ trong môi trường được xác định từ phổ năng lượng gamma đo bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. . . . . . . . . . 33 iii
  7. Hình 3.4 Số liệu hệ số chuyển đổi suất liều chiếu G(E) của detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm được làm khớp bởi hàm đa thức. . . . . . . . . . . . . 35 Hình 3.5 Suất liều chiếu được xác định trong môi trường phòng thí nghiệm. . . . 36 Hình A.1 Đỉnh năng lượng của các đồng vị phóng xạ trong môi trường được xác định bằng phần mềm Colegram từ phổ gamma đo bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. (a) Vùng năng lượng 190 – 430 keV. (b) Vùng năng lượng 430 – 550 keV. (c) Vùng năng lượng 550 – 680 keV. (d) Vùng năng lượng 680 – 830 keV. (e) Vùng năng lượng 830 – 1030 keV. . . . 43 Hình A.2 Đỉnh năng lượng của các đồng vị phóng xạ trong môi trường được xác định bằng phần mềm Colegram từ phổ gamma đo bởi detector NaI(Tl) 7,6cm×7,6cm. (a) Vùng năng lượng 1030 – 1340 keV. (b) Vùng năng lượng 1340 – 1600 keV. (c) Vùng năng lượng 1600 – 1900 keV. (d) Vùng năng lượng 1900 – 2400 keV. (e) Vùng năng lượng 2400 – 2900 keV 44 iv
  8. Danh mục bảng Bảng 1.1 Chuỗi phân rã phóng xạ Actinium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6 Bảng 1.2 Chuỗi phân rã phóng xạ Uranium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8 Bảng 1.3 Chuỗi phân rã phóng xạ Thorium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10 Bảng 2.1 Các thông số đo thí nghiệm sử dụng detector HPGe. . . . . . . . . . . . 23 Bảng 2.2 Các thông số đo thí nghiệm sử dụng detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. . 25 Bảng 3.1 Các đồng vị phóng xạ được xác định từ phổ năng lượng gamma HPGe. . 30 Bảng 3.2 Các đồng vị phóng xạ được xác định từ phổ năng lượng gamma NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm 34 v
  9. Lời mở đầu Hiện nay việc xác định suất liều chiếu sử dụng detector nhấp nháy như NaI(Tl) trở nên phổ biến do hiệu suất ghi nhận cao và cho thêm thông tin năng lượng. Một số nghiên cứu gần đây [1], [2] thực hiện nghiên cứu xác định suất liều chiếu trên detector nhấp nháy NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm dựa vào phổ năng lượng đo được và kết hợp hàm chuyển đổi suất liều chiếu G(E) để từ đó xác định suất liều chiếu. Tại bộ môn Vật lý Hạt Nhân, trường đại học Khoa Học Tự Nhiên, đại học Quốc Gia TP.HCM có nhóm nghiên cứu của tiến sĩ Võ Hồng Hải thực hiện phát triển các hệ đo ghi nhận bức xạ hạt nhân, trong đó có hướng nghiên cứu phát triển detector NaI(Tl) trong việc xác định suất liều chiếu riêng phần sử dụng detector NaI(Tl). Trong khóa luận này chúng tôi thực hiện đề tài xác định suất liều chiếu sử dụng detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. Thí nghiệm thực hiện đo phổ năng lượng tại phòng thí nghiệm Kỹ thuật hạt nhân, trường đại học Khoa Học Tự Nhiên, đại học Quốc Gia TP.HCM. Thời gian đo phổ được thực hiện liên tục trong một ngày đêm (24 giờ). Bên cạnh đó, chúng tôi thực hiện thí nghiệm đo phổ năng lượng trên detector HPGe. Với thí nghiệm này, chúng tôi muốn xác định các đồng vị phóng xạ có trong môi trường phòng thí nghiệm. Chúng tôi cũng thực hiện so sánh khả năng ghi nhận của hai loại detector HPGe và NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm trong việc xác định các đồng vị phóng xạ có trong môi trường. Công cụ phần mềm Colegram được sử dụng để xử lý xác định các đỉnh phổ cho cả phổ ghi nhận bởi detector HPGe và NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. Đối với việc xác định đồng vị phóng xạ với nhiều đỉnh năng lượng trong phổ năng lượng HPGe, chúng tôi dựa vào thông tin về năng lượng và cường độ phát tương ứng với đỉnh năng lượng của đồng vị phóng xạ để xác định đồng vị 1
  10. phóng xạ đó. Đối với việc xác định các đồng vị phóng xạ từ phổ đo được bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm, chúng tôi kết hợp thêm mối tương quan đỉnh phổ so sánh với phổ năng lượng HPGe cùng với phần mềm phân tích phổ chuyên dụng Colegram để phân tách các đỉnh phổ riêng biệt từ các vùng đỉnh chồng chập. Dựa vào mục tiêu của đề tài, khóa luận được trình bày ba chương: Chương 1: Tổng quan. Chương này sẽ trình bày nguồn gốc phóng xạ tự nhiên, chuỗi phóng xạ tự nhiên, một số đại lượng vật lý mô tả tương tác bức xạ với vật chất và hệ số chuyển đổi suất liều chiếu G(E). Chương 2: Mô tả thực nghiệm đo phóng xạ môi trường. Chúng tôi mô tả các thí nghiệm đo phóng xạ môi trường trong một phòng thí nghiệm thuộc phòng thí nghiệm Kỹ thuật hạt nhân, trường đại học Khoa Học Tự Nhiên, đại học Quốc Gia TP.HCM. Chương 3: Phân tích số liệu và đánh giá kết quả. Chương này sẽ thảo luận về kết quả của thí nghiệm đo được từ detector HPGe và NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm, cụ thể chúng tôi sẽ xác định các đồng vị có trong môi trường từ phổ ghi nhận và tính suất liều chiếu tổng. 2
  11. Chương 1 Tổng quan Trong chương 1, chúng tôi trình bày nguồn gốc về các chuỗi phóng xạ có trong tự nhiên, các đại lượng mô tả tương tác bức xạ với vật chất cũng như trình bày đại lượng tính suất liều cho detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. 1.1 Giới thiệu về phóng xạ môi trường tự nhiên 1.1.1 Nguồn gốc phóng xạ môi trường tự nhiên Phóng xạ môi trường luôn tồn tại xung quanh chúng ta, kể từ khi Trái Đất được hình thành và phát triển sự sống. Mọi cá thể sống trên Trái Đất đều tiếp xúc với các nguồn phóng xạ. Phóng xạ môi trường có nguồn gốc từ các (1) nguồn phóng xạ tự nhiên như bức xạ vũ trụ, đồng vị phóng xạ tồn tại trên Trái Đất, và (2) từ nguồn phóng xạ nhân tạo như trong các lò phản ứng hạt nhân, các vụ thử hạt nhân, nhà máy công nghiệp chiếu xạ, y tế (xạ trị, chẩn đoán). Nguồn phóng xạ tự nhiên là các chất đồng vị phóng xạ có trong đất, nước và không khí, chúng hình thành nên nền phông phóng xạ tự nhiên. Phóng xạ tự nhiên là nhân tố đóng góp chủ yếu trong phóng xạ môi trường. Phông phóng xạ tự nhiên phụ thuộc vào hàm lượng chất phóng xạ tự nhiên chứa trong đất và nước của từng vùng, vì vậy sẽ có vùng có phông phóng xạ tự nhiên cao hoặc thấp khác nhau. Phóng xạ tự nhiên có trong đất do sự tồn tại từ các chuỗi phóng xạ Actinium (U-235), Uranium (U-238), Thorium (Th-232) cũng như các đồng vị phóng xạ khác (K-40). Hoạt độ của 3
  12. các đồng vị phóng xạ này trong đất đá có thể thay đổi khác nhau, mức phóng xạ trong đất phụ thuộc vào loại đất, sự tạo thành khoáng sản và mật độ khoáng sản. Mức chiếu xạ này có liều trung bình trong một năm khoảng 0,45mSv [3]. Nước biển trong các đại dương có chứa Kali, Rubidi, Urani, Thori và Radi do tách ra từ đất, đá rồi trôi theo dòng nước, hàm lượng của chúng trong nước nhỏ hơn trong đất 10 đến 100 lần. Chất phóng xạ trong nước chủ yếu là do K-40 vì nồng độ của nó cao hơn nhiều so với các đồng vị khác, chúng gây chiếu xạ lên cơ thể với suất liều trung bình trong một năm đạt 0,25mSv [3]. Trong vật liệu xây dựng cũng chứa các đồng vị phóng xạ, thông thường phần lớn là các đồng vị phóng xạ tự nhiên. Thành phần phổ biến trong bê tông là K-40 và các sản phẩm của chuỗi phân rã Uranium, Thorium. Một số vật liệu xây dựng, ví dụ: xi măng, bê tông, đá hoa cương, đá cẩm thạch đều có chứa một lượng Radon nhất định. Các vật liệu được gia công từ phế liệu công nghiệp như xỉ lò cao, bột tro từ nhà máy nhiệt điện đều có chứa Radi, sau khi Radi phân rã sẽ sinh ra khí Radon. 1.1.2 Các chuỗi đồng vị phóng xạ tự nhiên Actinium, Uranium, Tho- rium Khoảng 76 đồng vị phóng xạ tự nhiên khác nhau được biết đến ngày nay, phần lớn nằm trong 4 chuỗi phân rã tự nhiên [4], đó là chuỗi Thorium (Th-232 với chu kỳ bán rã là 1,405 × 1010 năm), chuỗi Uranium (U-238 với chu kỳ bán rã là 4,468 × 109 năm), chuỗi Actinium (U- 235 với chu kỳ bán rã là 7,038 × 108 năm), chuỗi Neptunium (Np-237 với chu kỳ bán rã là 2,14 × 106 năm). Chuỗi Np-237 có thời gian sống ngắn hơn rất nhiều so với tuổi của Trái Đất, nên đến nay chuỗi Np-237 không còn tồn tại nữa. Trong quá trình phân rã phóng xạ, các đồng vị phóng xạ nói trên (đồng vị mẹ) phát ra (một hoặc đồng thời) 3 loại tia phóng xạ: alpha, beta và gamma, tạo ra các đồng vị phóng xạ con cháu. Một số sản phẩm phân rã trung gian trong chuỗi là nguồn phát tia gamma. Các thành phần chính thể hiện trạng thái cân bằng cường độ bức xạ của tia gamma cho mỗi phân rã của hạt nhân mẹ [5]. 4
  13. Trong đất và thực vật, một số đồng vị phóng xạ khác có mặt với thời gian bán rã rất dài và không có trong các chuỗi phân rã. Đồng vị quan trọng nhất là đồng vị phóng xạ K-40 trong đất K−40 và cây cối. Tỷ lệ K = 0,012% là hằng số. Sự phân bố của đồng vị này khá đồng nhất. a Chuỗi phóng xạ Actinium (U-235) Hình 1.1: Dãy phân rã phóng xạ Actinium [6]. Xuất phát từ đồng vị U-235, trải qua 11 lần phân rã để cuối cùng thành đồng vị chì bền vững Pb-207 (có độ phổ cập là 22,1%). Hình 1.1 trình bày về sơ đồ phân rã của chuỗi U-235. Trong chuỗi U-235 có quá trình phân rã tạo ra khí trơ Rn-219 có chu kỳ bán rã 3,96 giây quá ngắn để vào trong khí quyển và cũng là lí do không khảo sát đồng vị này trong môi trường không khí xung quanh. Bảng 1.1 trình bày về các sản phẩm phân rã, cũng như thời gian bán rã của chuỗi U-235. 5
  14. Bảng 1.1: Chuỗi phân rã phóng xạ Actinium [6]. Đồng vị Thời gian Năng lượng Phân rã Sản phẩm phóng xạ bán rã (MeV) U-235 α 7,038 × 108 năm 4,679 Th-231 β − (99,999999%) 0,389 Pa-231 Th-231 25,52 giờ α (0,000001%) 0,389 Ra-227 Pa-231 α 32760 năm 5,149 Ac-227 Ra-227 α 42,2 phút 1,325 Rn-223 β − (98,62%) 0,045 Th-227 Ac-227 21,773 năm α (1,38%) 5,042 Fr-223 Th-227 α 18,72 năm 6,146 Ra-223 Rn-223 β − 23,2 phút 1,000 Fr-223 β − (99,994%) 1,149 Ra-223 Fr-223 22,0 phút α (0,006%) 5,430 At-219 Ra-223 α 11,435 ngày 5,979 Rn-219 α (0,006%) 1,149 Ra-223 At-219 22,0 phút β − (99,994%) 5,430 At-219 Rn-219 α 3,96 giây 6,946 Po-215 Bi-215 β − 3,96 giây 6,946 Po-215 α (99,999977%) 7,526 Pb-211 Po-215 1,781 × 10−3 giây β − (0,000023%) 0,721 At-215 At-215 α 0,1 × 10−3 giây 8,178 Bi-211 Pb-211 β − 36,1 phút 1,373 Bi-211 α (99,72%) 0,579 Tl-207 Bi-211 2,14 phút β − (0,28%) 6,751 Po-211 xem trang tiếp theo 6
  15. Bảng 1.1: Chuỗi phân rã phóng xạ Actinium [6]. Đồng vị Thời gian Năng lượng Phân rã Sản phẩm phóng xạ bán rã (MeV) Po-211 α 0,516 giây 7,595 Pb-207 Tl-207 β − 4,77 phút 14,230 Pb-207 Pb-207 bền b Chuỗi phóng xạ Uranium (U-238) Hình 1.2: Dãy phân rã phóng xạ Uranium [6]. Đồng vị phóng xạ U-238 được tìm thấy trong hầu hết các loại đá, đất và vật liệu xây dựng, trải qua 14 lần dịch chuyển, thành đồng vị chì bền vững Pb-206 (có độ phổ cập là 24,1%). Hình U−235 1.2 là sơ đồ phân rã của chuỗi U-238. Ngày nay tỉ lệ U−238 ≈ 0,72%. Bảng 1.2 trình bày các sản phẩm phân rã cũng như chu kỳ bán rã có trong chuỗi U-238. 7
  16. Chuỗi phóng xạ Uranium đáng chú ý nhất là đồng vị Ra-226 và khí Rn-222 được sinh ra. Nguyên tố Ra-226 trong môi trường không tồn tại dưới dạng khoáng chất riêng lẻ mà tồn tại ở dạng muối clorua, bromua, nitrat dễ hòa tan trong nước hoặc một số muối ít tan kết hợp với các khoáng chất khác như canxicacbonat, oxit sắt ngậm nước. Đồng vị Ra-226, phát ra nhiều bức xạ gamma, chiếm 85,5% bức xạ gamma của cả dãy. Trong dãy này có khí Rn-222, khi U-238 phân rã trong đất khí Rn-222 được sinh ra ngưng đọng thành chất lỏng dưới bề mặt đất, khi chất lỏng ở bề mặt đất bốc hơi vào khí quyển, Rn-222 sẽ khuếch tán vào bầu khí quyển, gây ảnh hưởng đến sức khỏe của con người. Bảng 1.2: Chuỗi phân rã phóng xạ Uranium [6]. Đồng vị Thời gian Năng lượng Phân rã Sản phẩm phóng xạ bán rã (MeV) U-238 α 4,468 × 109 năm 4,270 Th-234 Th-234 β − 24,10 ngày 0,273 Pa-234 Pa-234 β − 6,7 giờ 2,197 U-234 U-234 α 245500 năm 4,859 Th-230 Th-230 α 75380 năm 4,770 Ra-226 Ra-226 α 1602 năm 4,871 Rn-222 Rn-222 α 3,8235 ngày 5,590 Po-218 α (99,98%) 6,615 Pb-214 Po-218 3,1 phút β − (0,02%) 0,265 At-218 α (99,90%) 6,874 Bi-214 At-218 1,5 giây β − (0,10%) 2,883 Rn-218 Rn-218 α 35 × 10−3 giây 7,263 Po-214 Pb-214 β − 26,8 phút 1,024 Bi-214 xem trang tiếp theo 8
  17. Bảng 1.2: Chuỗi phân rã phóng xạ Uranium [6]. Đồng vị Thời gian Năng lượng Phân rã Sản phẩm phóng xạ bán rã (MeV) β − (99,98%) 3,272 Po-214 Bi-214 19,9 giây α (0,02%) 5,617 Tl-210 Po-214 α 0,1643 × 10−3 giây 7,883 Pb-210 Tl-210 β − 1,3 phút 5,484 Pb-210 Pb-210 β − 22,3 năm 0,064 Bi-210 β − (99,99987%) 1,426 Po-210 Bi-210 5,013 ngày α (0,00013%) 5,982 Tl-206 Po-210 α 138,376 ngày 5,407 Pb-206 Tl-206 β − 4,199 phút 1,533 Pb-206 Pb-206 bền c Chuỗi phóng xạ Thorium (Th-232) Xuất phát là hạt nhân Th-232 (có độ phổ cập là 100%) trong tự nhiên, trải qua 10 lần dịch chuyển, trở thành đồng vị bền vững Pb-208 (có độ phổ cập là 52,4%). Hình 1.3 là sơ đồ chuỗi phân rã của Th-232. Thori phân tán rộng trên vỏ Trái Đất, hàm lượng trung bình của Thori lớp trên cùng của vỏ Trái Đất khoảng 1,2 × 10−5%. Hàm lượng Thori có xu hướng tăng dần trong các lớp bề mặt. Đó là do các khoáng chất chứa Thori có độ hòa tan cực kỳ thấp. Do đó, kết quả theo sau các quá trình phong hóa là các thành phần khác nhau của đất bị phân hủy ở mức độ rất lớn trong khi các khoáng chất Thori phân hủy ở mức độ thấp hơn, vì vậy mà Thori ở các lớp bề mặt được làm giàu. Nên Thori được tìm thấy trong hầu hết các loại đất, đá, vật liệu xây dựng, bê tông và gạch. Bảng 1.3 trình bày về các sản phẩm phân rã cũng như thời gian bán rã có trong chuỗi Th-232. 9
  18. Hình 1.3: Dãy phân rã phóng xạ Thorium [6]. Bảng 1.3: Chuỗi phân rã phóng xạ Thorium [6]. Đồng vị Thời gian Năng lượng Phân rã Sản phẩm phóng xạ bán rã (MeV) Th-232 α 1,405 × 1010 năm 4,083 Ra-228 Ra-228 β − 6,7 năm 1,325 Ac-228 Ac-228 β − 6,15 giờ 2,127 Th-228 Th-228 α 1,9131 năm 5,520 Ra-224 Ra-224 α 3,66 ngày 5,789 Rn-220 Rn-220 α 55,6 giây 6,405 Po-216 Po-216 α 0,145 giây 6,906 Pb-212 Pb-212 β − 10,64 giờ 7,263 Bi-212 xem trang tiếp theo 10
  19. Bảng 1.3: Chuỗi phân rã phóng xạ Thorium [6]. Đồng vị Thời gian Năng lượng Phân rã Sản phẩm phóng xạ bán rã (MeV) β − 2,254 Po-212 Bi-212 60,55 phút α 6,207 Tl-208 Po-212 α 2,99 × 10−7 giây 8,954 Pb-208 Tl-208 β − 3,083 phút 5,001 Pb-208 Pb-208 bền 1.1.3 Phóng xạ từ khí Radon và con cháu của Radon Khí Radon (khí trơ) là sản phẩm của các chuỗi phân rã cùng với các đồng vị con cháu của nó là thành phần đóng góp vào phông nền. Các thành phần đó bao gồm Rn-222 (T1/2 = 3,8 ngày) trong dãy phân rã phóng xạ Uranium, Rn-219 (T1/2 = 3,96 giây) trong dãy phân rã phóng xạ Actinium và Rn-220 (T1/2 = 54,5 giây) trong dãy phân rã phóng xạ Thorium. Trong không khí gần mặt đất, hoạt độ của Radon thay đổi theo gió và thời tiết, hoạt độ thay đổi trong khoảng từ 0,1 ÷10Bq/m3 [7] (hoạt độ trung bình là 3,7Bq/m3) trong phòng thông hơi kém nhưng chủ yếu là Rn-222 do có chu kỳ bán rã dài. Bức xạ gamma từ phân rã của Rn-222 chủ yếu đến từ đồng vị con cháu Pb-214 (0,45 giờ), Bi-214 (0,33 giờ) và Pb-210 (22,3 năm). Khí Radon khuếch tán từ đất, vật liệu xây dựng vào không khí, con cháu của Radon phóng xạ thường ở dạng rắn ở các điều kiện thông thường và bám vào các hạt bụi khí quyển, khi con người hít bụi sẽ gây ra sự chiếu trong cơ thể rất có hại. Lượng Radon trong nhà ở phụ thuộc vào vùng địa lý, vào mùa trong năm và các yếu tố địa lý, khí hậu. . . Trong các phòng kín lượng Radon lớn hơn rất nhiều so với ở ngoài trời, nếu vượt quá mức cho phép là một trong những nguyên nhân gây nên ung thư phổi. Sống liên tục trong nhà có lượng Radon vào khoảng 150Bq/m3 thì nguy cơ tử vong do ung thư phổi tăng thêm từ 1 đến 3% [8]. 11
  20. 1.2 Các đại lượng vật lý mô tả tương tác bức xạ với vật chất 1.2.1 Hệ số Kerma Khi các hạt photon tương tác với môi trường vật chất, sẽ sinh ra các hạt mang điện thứ cấp (electron, positron) và truyền toàn bộ năng lượng hν hay truyền một phần năng lượng của photon cho các hạt mang điện này dưới dạng động năng. Các hạt mang điện thứ cấp này có thể có các động năng khác nhau, tùy thuộc vào kiểu tương tác và vào mức năng lượng liên kết trong nguyên tử. Gọi εtr là năng lượng trung bình bức xạ truyền cho các hạt mang điện thứ cấp trong một vùng thể tích trong một khoảng thời gian. Khi đó hệ số kerma K tại điểm trong vùng thể tích đang xét là [9] dε K = tr , (1.1) dm trong đó dm là vi phân khối lượng vật chất tại điểm trong vùng thể tích đang xét. Vậy kerma (kinetic energy released per mass unit) được định nghĩa là năng lượng mà chùm hạt photon truyền cho các hạt mang điện thứ cấp trong mỗi đơn vị khối lượng tại điểm đang xét, hay cụ thể hơn kerma là tổng tất cả động năng ban đầu của các hạt mang điện thứ cấp được sinh ra bởi chùm hạt photon trong một thể tích xác định của vật chất chia cho khối lượng vật chất chứa trong thể tích đó [9]. Giá trị trung bình kerma trong một vùng thể tích chứa khối εtr lượng vật chất m là m . Đơn vị của kerma là gray(Gy) với 1Gy = 1J/kg = 102 rad = 104 erg/g. (1.2) Khi biết thông lượng năng lượng ψ gây bởi nguồn photon đơn năng tại một điểm thì có µtr thể tính kerma thông qua hệ số suy giảm truyền năng lượng khối ρ . Hệ số này đặc trưng cho năng lượng của photon và số nguyên tử Z của vật chất. Khi đó [9] µ  K = ψ tr , (1.3) ρ 12
  21. ở đây µtr được gọi là hệ số truyền năng lượng (phụ thuộc vào năng lượng photon và môi trường và thường được xác định bằng thực nghiệm) có đơn vị là m−1, ρ là mật độ có đơn vị là kg/m3, ψ là thông lượng năng lượng có đơn vị là J/m2. 0 Nếu xét toàn bộ phổ năng lượng từ E = 0 tới E = Emax thì ψ (E) là hàm vi phân phân bố µtr theo năng lượng photon và ρ cũng là hàm phụ thuộc năng lượng photon, khi ấy [9] E=Emax Z µ  K = ψ0 (E) tr dE, (1.4) ρ E=0 0 dψ −2 −1 trong đó ψ (E) = dE có đơn vị là J.m .keV , dE có đơn vị là keV.  µtr  Từ phương các phương trình (1.3) và (1.4), giá trị trung bình ρ xét trên toàn phổ năng lượng là [9] E=Emax   R ψ0 (E) µtr dE, µ  K ρ tr = = E=0 . (1.5) ρ ψ E=Emax R ψ0 (E)dE E=0 Sau khi chùm photon đơn năng hν đi vào trong vật chất, các hạt mang điện thứ cấp có thể có các động năng khác nhau và chúng mất năng lượng theo hai dạng sau [9]: • Do va chạm với các electron khác trong nguyên tử vật chất hấp thụ. Gọi năng lượng trung bình các hạt này mất đi do va chạm là năng lượng hấp thụ trung bình εen. • Do phát bức xạ (bức xạ hãm, hủy cặp). Gọi năng lượng trung bình các hạt mang điện này phát ra dưới dạng bức xạ là εr. Vậy động năng trung bình của các hạt mang điện thứ cấp có thể được tách thành hai thành phần [9] εtr = εen + εr, (1.6) gọi ε g = r (1.7) εtr 13
  22. là tỉ số giữa năng lượng trung bình phát ra do bức xạ và động năng trung bình của các hạt mang điện thứ cấp (có giá trị phụ thuộc tính chất của môi trường và năng lượng của photon). Như vậy phần năng lượng hấp thụ sẽ là [9] εen = εtr(1 − g). (1.8) Kerma K được xem tương ứng với εtr nên kerma K cũng được chia thành kerma va chạm Kc và kerma phát bức xạ Kr [9] K = Kc + Kr, (1.9) K và K cũng tương ứng với ε và ε , vì thế g = Kr = εr . Vậy [9] c r en r K εtr Kc = K (1 − g). (1.10) Một điểm đặc biệt ở đây rằng Kc có thể tính bằng thông lượng năng lượng ψ gây bởi   nguồn photon đơn năng thông qua hệ số hấp thụ năng lượng khối µen , khi đó [9] ρ E,Z   µen Kc = ψ . (1.11) ρ E,Z Với các đơn vị tương ứng với phương trình tính kerma (1.3). Trường hợp xét toàn bộ phổ năng lượng từ E = 0 tới E = Emax thì tính tương tự như phương trình (1.4) và (1.5), chỉ cần thay K  µtr   µen  thành Kc và ρ thành ρ . Ngoài ra ta có thể tính được suất kerma là kerma tính trong một đơn vị thời gian trong vùng thể tích xác định của vật chất [9]   • dK d dεtr K = = . (1.12) dt dt dm Giá trị kerma trong khoảng thời gian từ t0 đến t1 là [9] t1 Z • K(t0,t1) = K (t)dt. (1.13) t0 14
  23. Giả sử suất kerma là hằng số thì [9] • K (t0,t1) = K (t1 −t0), (1.14) đây cũng là giá trị trung bình của kerma trong khoảng thời gian t1 −t0. 1.2.2 Liều hấp thụ Liều hấp thụ là năng lượng trung bình nhận được trên đơn vị khối lượng của vật chất từ bức xạ [3]. Gọi ε là năng lượng của bức xạ mất đi do sự ion hóa trong đối tượng bị chiếu xạ, thì khi ấy liều hấp thụ tại một điểm trong vùng thể tích đang xét là [9] dε D = . (1.15) dm Giá trị trung bình của liều chiếu trong suốt vùng thể tích chứa khối lượng vật chất m là ε D = m . Đơn vị của liều hấp thụ giống với kerma. Giá trị liều hấp thụ bức xạ phụ thuộc tính chất của bức xạ và môi trường. Sự hấp thụ năng lượng của môi trường đối với tia bức xạ là do tương tác của bức xạ với electron của nguyên tử vật chất. Do đó năng lượng hấp thụ trong một đơn vị khối lượng phụ thuộc vào năng lượng liên kết của các electron với hạt nhân nguyên tử và vào số nguyên tử có trong một đơn vị khối lượng của môi trường vật chất hấp thụ, nó không phụ thuộc vào trạng thái kết tụ của vật chất [3]. Suất liều hấp thụ là liều hấp thụ tính trong một đơn vị thời gian có giá trị là [9] • dD d  dε  D = = . (1.16) dt dt dm Nếu suất liều hấp thụ là một hàm phụ thuộc thời gian, khi đó liều hấp thụ sẽ được tính thông qua công thức [9] t1 Z • D(t0,t1) = D(t)dt. (1.17) t0 15
  24. Tương tự như kerma, trường hợp suất liều hấp thụ là hằng số thì giá trị trung bình của liều hấp thụ trong khoảng thời gian t1 −t0 là [9] • D(t0,t1) = D(t1 −t0). (1.18) 1.2.3 Liều chiếu Liều chiếu của tia X và tia gamma là phần năng lượng của nó mất đi để biến đổi thành động năng của hạt mang điện trong một đơn vị khối lượng của không khí ở điều kiện tiêu chuẩn [3]. Nói cách khác thì liều chiếu mô tả khả năng ion hóa không khí của chùm photon. Xét một lượng không khí có khối lượng dm bị chiếu bởi một chùm photon, khi đó liều chiếu X là tỉ số [9] dQ X = , (1.19) dm trong đó dQ(C) là lượng điện tích của các hạt mang điện (electron/ positron) xuất hiện do sự ion hóa không khí bởi photon trong một khối thể tích. Điều kiện áp dụng ở đây là mọi hạt mang điện được sinh ra đều dừng lại trong dm và toàn bộ dQ được ghi nhận. Đơn vị của liều chiếu trong hệ SI là C/kg với 1C/kg = 3876R. (1.20) Một điều cần chú ý khi chùm photon đi vào một vùng thể tích không khí khô, nó sẽ sinh ra trong đó các hạt mang điện thứ cấp (điển hình là electron), các electron này tạo ra các ion bên trong cũng như ở bên ngoài khối không khí này. Do đó, khi định nghĩa liều chiếu theo Roentgen ta phải đảm bảo điều kiện cân bằng electron, nghĩa là tổng năng lượng của các electron mang ra khỏi thể tích nghiên cứu phải bằng với tổng năng lượng của các electron mang vào thể tích này [3]. Liều chiếu X là đại lượng ion hóa tương đương của kerma va chạm Kc trong không khí. Để hiểu rõ mối quan hệ này, chúng ta cần xét đến một đại lượng W là năng lượng trung bình để 16
  25. tạo một cặp ion - electron trong không khí khô. Gọi Ti là động năng ban đầu của electron (hoặc positron) thứ i được phát ra từ chùm photon chiếu đến vùng không khí đang xét. Và gọi gi là số phần động năng Ti được dùng cho quá trình phát bức xạ của các electron ban đầu (bức xạ hãm, hủy cặp). Cho nên 1−gi là số phần động năng Ti được dùng cho quá trình va chạm của electron ban đầu với các electron khác trong nguyên tử. Vậy tổng động năng của các electron mất đi trong quá trình va chạm là ∑Ti (1 − gi) i [9]. Gọi Ni là số cặp ion - electron được sinh ra trong không khí bởi các electron (hay positron) 0 có động năng Ti. Và gọi gi là số phần cặp ion - electron được sinh ra bởi photon trong quá trình 0 phát bức xạ của các electron ban đầu (bức xạ hãm, hủy cặp). Vì thế 1 − gi là số phần cặp ion - electron được sinh ra trong quá trình va chạm của electron ban đầu với các electron khác trong 0 nguyên tử. Vậy tổng số cặp ion - electron sinh ra trong quá trình va chạm là ∑Ni (1 − gi ) [9]. i Từ đó, ta có công thức định nghĩa cho W là [9] ∑Ti (1 − gi) i W = 0 . (1.21) ∑Ni (1 − gi ) i Theo định nghĩa này thì W không bao gồm động năng trung bình được truyền cho các cặp ion - electron sinh ra trong quá trình phát bức xạ. Đơn vị của W thường là eV/i.p. với i.p. là ion pair (cặp ion). Giá trị năng lượng trung bình để tạo một cặp ion - electron trong không khí khô là 33,97eV/i.p. [10]. Ta chuyển đổi đơn vị i.p. thành e đồng thời lấy W chia cho e và đổi đơn vị eV thành J. Khi đó [9] W 33,97eV/e air = × 1,602 × 10−19 J/eV e 1,602 × 10−19 C/e W ⇔ air = 33,97J/C. (1.22) e W air Ta có thể thấy giá trị 33,97J/C của e bằng với 33,97eV/i.p. của W. Hơn thế nữa, giá trị này được xem như một hằng số với mọi chất khí và độc lập với photon năng lượng thấp. 17
  26. Từ đó, ta có mối liên hệ giữa liều chiếu X và kerma va chạm Kc là [9]       µen e e (Kc)air X = ψ = (Kc)air = (1.23) ρ E,air W air W air 33,97 2  e  với ψ có đơn vị là J/m , Kc có đơn vị là J/kg, có đơn vị là C/J vì thế đơn vị của liều W air chiếu X vẫn là C/kg. 0 Nếu xét toàn bộ phổ năng lượng từ E = 0 tới E = Emax thì ψ (E) là hàm vi phân phân bố µtr theo năng lượng photon và ρ cũng là hàm phụ thuộc năng lượng photon, khi ấy [9] Emax Z µ   e  X = en ψ0 (E)dE. (1.24) ρ E,air W air E=0 Suất liều chiếu là liều chiếu tính trong một đơn vị thời gian có giá trị là [9] • dX X = . (1.25) dt Nếu suất liều chiếu là một hàm phụ thuộc thời gian, khi đó liều chiếu trong khoảng thời gian từ t0 đến t1 là [9] t1 Z • X = X (t)dt. (1.26) t0 Nếu suất liều chiếu là hằng số thì giá trị trung bình của liều chiếu trong khoảng thời gian t1 −t0 là [9] • X = X (t1 −t0). (1.27) 1.3 Mối tương quan giữa suất liều chiếu và phổ năng lượng – hệ số chuyển đổi suất liều chiếu G(E) 1.3.1 Mối tương quan giữa suất liều chiếu và phổ năng lượng • Ta có mối quan hệ giữa suất liều chiếu X và thông lượng năng lượng của photon ψ j là [9]   • ! • µen X X = 65,8 E jψ j = ψ j. (1.28) ρ ψ air j 18
  27. Thêm vào đó, phổ năng lượng n j(cps) phụ thuộc hàm đáp ứng Ri j của detector tương ứng với thông lượng năng lượng của photon ψ j là [1] n j = Ri jψ j. (1.29) Từ đây, ta có mối tương quan giữa suất liều chiếu và phổ năng lượng là [1] • Z X = n(E)G(E)dE, (1.30) với hệ số G j (µR/h/cps) được diễn tả như một ma trận đáp ứng nghịch đảo • ! X −1 G j = R . (1.31) ψ i j j Ở đây, i và j đại diện cho chỉ số năng lượng photon để lại (đo được) và photon tới trong  µen  2  phổ năng lượng, là hệ số hấp thụ năng lượng trong không khí khô cm /g , E j là năng ρ air  •  X lượng photon tới (MeV), ψ là suất liều chiếu trên mỗi đơn vị thông lượng của photon tới j với năng lượng E j hay còn gọi là hệ số chuyển đổi thông lượng photon sang suất liều chiếu. 1.3.2 Hệ số chuyển đổi suất liều chiếu G(E) Bởi vì phổ năng lượng ghi nhận phụ thuộc vào hàm đáp ứng của detector, nên G(E) là hệ số hiệu quả nhất chuyển đổi tốc độ đếm từ phổ năng lượng ghi nhận từ việc photon tương tác với detector thành suất liều chiếu [1]. Tức suất liều trên mỗi đơn vị tốc độ đếm có thể được ước lượng thông qua hàm đáp ứng của detector dựa trên năng lượng của photon tới. Mặt khác, hàm đáp ứng của detector dựa trên năng lượng của photon tới có thể được tính toán trên mọi vùng năng lượng của photon và với mọi loại detector thông qua mô phỏng Monte Carlo. Vì thế hàm G(E) có thể áp dụng để tính suất liều tổng cộng của phổ bức xạ môi trường cũng như các đồng vị bức xạ gamma nhân tạo [1]. 1.3.3 Hệ số G(E) của detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm Thông thường, hàm đáp ứng của detector phụ thuộc chất liệu và dạng hình học của detector cũng như phụ thuộc hướng và năng lượng của photon tới. Điều này có nghĩa là giá trị của hàm 19
  28. G(E) sẽ khác nhau với các hướng khác nhau của photon tới detector kể cả khi với cùng chất liệu detector [1]. Hình 1.4 diễn tả hàm G(E) được tính toán cho detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm cho hai trường hợp hướng photon tới song song với trục xuyên tâm detector [2] và hướng photon tới vuông góc với trục xuyên tâm detector [1]. Có sự khác nhau nhỏ giữa hai hàm G(E) ở vùng năng lượng photon dưới 300keV như trên hình 1.4. Tuy nhiên sự biến thiên của hàm G(E) dựa vào hướng của photon tới sẽ không ảnh hưởng nhiều đến suất liều chiếu khi nhận giá trị hàm G(E) với số đếm thống kê [1]. Hình 1.4: Hệ số G(E) của detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm dựa theo hướng của photon tới [1]. 20
  29. Chương 2 Mô tả thực nghiệm đo phóng xạ môi trường Trong chương 2, chúng tôi mô tả các thí nghiệm đo phóng xạ môi trường trong một phòng thí nghiệm Kỹ thuật hạt nhân, trường đại học Khoa Học Tự Nhiên, đại học Quốc Gia TP.HCM. Các detector được sử dụng để tiến hành đo phóng xạ môi trường là detector HPGe (model GC2518) và detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm (InSpectorTM 1000). 2.1 Thí nghiệm đo phóng xạ môi trường sử dụng detector HPGe 2.1.1 Detector HPGe Detector HPGe model GC2518, Canberra Inc. là loại detector có đầu dò bán dẫn Ge siêu tinh khiết hình trụ đồng trục với kích thước tinh thể là 61,8mm (đường kính) ×35,8mm (dày). Detector HPGe được kết nối với thiết bị phân tích đa kênh MCA 8k. Detector này được nuôi bởi nitơ lỏng với bình chứa nitơ và được gắn trên hệ thống xe giá đỡ có thể di chuyển được, phù hợp cho các thí nghiệm đo môi trường ngoài trời. Hình 2.3 là hình ảnh của detector HPGe model GC2518. 21
  30. Hình 2.1: Detector HPGe model GC2518, Canberra Inc. [11]. 2.1.2 Các thông số đo thí nghiệm – phổ năng lượng Thí nghiệm đo phổ phóng xạ môi trường được thực hiện liên tục trong một ngày đêm (24 giờ) tại một phòng thí nghiệm Kỹ thuật hạt nhân trực thuộc trường đại học Khoa Học Tự Nhiên TP.HCM. Mục đích của thí nghiệm là đánh giá cũng như ghi nhận các đồng vị phóng xạ có trong một phòng thí nghiệm. Thí nghiệm sử dụng detector HPGe model GC2518, Canberra Inc. (như trình bày ở mục 2.1.1) với các thông số đo thí nghiệm được trình bày như trên bảng 2.1. Kết quả ghi nhận phổ năng lượng gamma trình bày như hình 2.2. Tốc độ đếm ghi nhận trên detector HPGe đo trong môi trường một phòng thí nghiệm là 183 số đếm/giây. 22
  31. Bảng 2.1: Các thông số đo thí nghiệm sử dụng detector HPGe. Thông số đo Giá trị Thời gian hệ đo ghi nhận (s) 86088 Livetime Thời gian thực đo (s) 86400 Realtime Thời gian chết của hệ đo (%) 0,36 Deadtime Số đếm/ngày 15.775.205 Số đếm/giây 183 Hình 2.2: Phổ năng lượng gamma đo phóng xạ môi trường tại một phòng thí nghiệm được ghi nhận bởi detector HPGe. 23
  32. 2.2 Thí nghiệm đo phóng xạ môi trường sử dụng detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm 2.2.1 Detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm Detector NaI(Tl) InSpectorTM 1000 là loại detector nhấp nháp với tinh thể NaI hình trụ đồng trục có kích thước tinh thể là 7,6cm (đường kính) ×7,6cm (dày). Hình 2.3 là hình ảnh của detector NaI(Tl) InSpectorTM 1000. Thiết bị này cho phép ghi nhận phổ năng lượng cũng như ghi nhận hiển thị giá trị suất liều. Hình 2.3: Detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm InSpectorTM 1000, Canberra Inc. [12]. 2.2.2 Các thông số đo thí nghiệm – phổ năng lượng Thí nghiệm đo phổ phóng xạ môi trường cũng được thực hiện liên tục trong một ngày đêm cùng thời điểm đo với thí nghiệm sử dụng detector HPGe ở mục 2.1.2. Các thông số đo ghi nhận được trình bày như trong bảng 2.2. Kết quả dạng phổ năng lượng ghi nhận như trình bày ở hình 2.4. Tốc độ đếm ghi nhận trên detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm đo trong môi trường một phòng thí nghiệm là 549 số đếm/giây. 24
  33. Bảng 2.2: Các thông số đo thí nghiệm sử dụng detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. Thông số đo Giá trị Thời gian hệ đo ghi nhận (s) 86400 Livetime Thời gian thực đo (s) 86774 Realtime Thời gian chết của hệ đo (%) 0,48 Deadtime Số đếm/ngày 47.401.480 Số đếm/giây 549 Hình 2.4: Phổ năng lượng gamma đo phóng xạ môi trường tại một phòng thí nghiệm được ghi nhận bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. 25
  34. Chương 3 Phân tích số liệu và đánh giá kết quả Trong chương 3 này, chúng tôi phân tích các đồng vị phóng xạ có trong môi trường từ phổ năng lượng gamma ghi nhận bởi detector HPGe và NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. Sau đó chúng tôi tính toán suất liều chiếu tổng cho phổ năng lượng gamma đo được từ detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm dựa vào hệ số chuyển đổi suất liều chiếu G(E). 3.1 Phổ năng lượng gamma ghi nhận trên detector HPGe và NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm Hình 3.1 là kết quả đo phổ gamma trong môi trường trong 24 giờ tại phòng thí nghiệm Kỹ thuật hạt nhân trực thuộc đại học Khoa học Tự nhiên, đại học Quốc Gia TP.HCM. Đường màu đen là số liệu đo trên detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm với trục số đếm bên trái (số đếm/6,7 keV/ngày), và đường màu xanh là số liệu đo trên detector HPGe với trục số đếm bên phải (số đếm/0,3 keV/ngày). Các đỉnh năng lượng ghi nhận bởi detector HPGe được phân tách rõ rệt, trong khi các đỉnh năng lượng tương ứng này được ghi nhận bởi detector NaI(Tl) 7,6cm×7,6cm thì có sự chồng chập. Nguyên nhân rằng detector HPGe có độ phân giải cao hơn rất nhiều so với detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. Vì thế, việc xác định các đồng vị phóng xạ từ phổ năng lượng ghi nhận bởi detector HPGe sẽ cho kết quả tốt hơn nhiều, trong khi đo detector NaI(Tl) 7,6cm×7,6cm sẽ khó khăn hơn. Do vậy, để xác định các đồng vị phóng xạ trên detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm có thể dựa vào mối tương quan giữa hai phổ với mục đích đối chiếu. 26
  35. Hình 3.1: Phổ năng lượng gamma ghi nhận trên detector HPGe và NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. 3.2 Phân tích phổ năng lượng gamma HPGe và NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm xác định các đồng vị phóng xạ có trong môi trường 3.2.1 Xác định các đồng vị phóng xạ của phổ năng lượng gamma HPGe Chúng tôi thực hiện phân tích tất cả các đỉnh phổ năng lượng có trong phổ ghi nhận bởi detector HPGe và từ đó xác định các đồng vị phóng xạ có trong môi trường. Để thực hiện điều đó, chúng tôi sử dụng phần mềm phân tích phổ chuyên dụng Colegram để xác định vị trí các đỉnh năng lượng từ phổ ghi nhận. Kế đó chúng tôi sử dụng bảng năng lượng các đồng vị phóng xạ [13] và Laraweb [14] để xác định đồng vị phóng xạ. Đối với việc xác định đồng vị phóng xạ có nhiều đỉnh năng lượng trong phổ ghi nhận, chúng tôi dựa vào thông tin về năng lượng và cường độ phát tương ứng với đỉnh năng lượng của đồng vị phóng xạ để xác định đồng vị phóng xạ đó. Kết quả phân tích phổ năng lượng gamma đo trên detector HPGe ứng với từng vùng năng 27
  36. lượng được trình bày như trong hình 3.2, và bảng 3.1 thể hiện năng lượng và đồng vị phóng xạ được xác định, cũng như trình bày về nguồn gốc từ chuỗi phóng xạ môi trường của các đồng vị phóng xạ. Kết quả phân tích phổ năng lượng gamma trong bảng 3.1 cho thấy, các đồng vị phóng xạ có trong môi trường phòng thí nghiệm được xác định bao gồm Ac-228, Bi-212, Bi-214, Tl-208, K-40, Pb-212, Pb-214, Ra-226 xuất phát từ các chuỗi đồng vị phóng xạ tự nhiên Thorium và Uranium (ngoại trừ K-40). Đặc biệt, trong phân tích phổ năng lượng gamma từ detector HPGe này, chúng tôi phát hiện đỉnh 661,6 keV của Cs-137 và 834,8 keV của Mn-54. Hai đồng vị này không nằm trong các chuỗi đồng vị phóng xạ tự nhiên. Sau khi trao đổi với nơi thực hiện thí nghiệm, thì tại phòng thí nghiệm này có chứa một số nguồn chuẩn Cs-137 và Mn-54. 28
  37. Hình 3.2: Các đồng vị phóng xạ trong môi trường được xác định từ phổ năng lượng gamma đo bởi detector HPGe. (a) Vùng năng lượng 50 – 400 keV. (b) Vùng năng lượng 400 – 1000 keV. (c) Vùng năng lượng 1000 – 1500 keV. (d) Vùng năng lượng 1500 – 2000 keV. (e) Vùng năng lượng 2000 – 3000 keV. 29
  38. Bảng 3.1: Các đồng vị phóng xạ được xác định từ phổ năng lượng gamma HPGe. Năng lượng (keV) Đồng vị Chu kì bán rã Nguồn gốc 72,8 Tl-208 3,083 phút Thorium 74,8 Pb-212 10,64 giờ Thorium 77,1 Pb-212 10,64 giờ Thorium 87,2 Pb-212 10,64 giờ Thorium 89,8 Pb-212 10,64 giờ Thorium 93,3 Ac-228 6,15 giờ Thorium 186,2 Ra-226 1602 năm Uranium 209,3 Ac-228 6,15 giờ Thorium 238,6 Pb-212 10,64 giờ Thorium 242,0 Pb-214 26,8 phút Uranium 270,2 Ac-228 6,15 giờ Thorium 277,4 Tl-208 3,083 phút Thorium 295,2 Pb-214 26,8 phút Uranium 300,1 Pb-212 10,64 giờ Thorium 327,6 Ac-228 6,15 giờ Thorium 338,8 Ac-228 6,15 giờ Thorium 352,5 Pb-214 26,8 phút Uranium 409,5 Ac-228 6,15 giờ Thorium 463,2 Ac-228 6,15 giờ Thorium 510,8 Tl-208 3,083 phút Thorium 562,5 Ac-228 6,15 giờ Thorium 583,1 Tl-208 3,083 phút Thorium 609,3 Bi-214 19,9 giây Uranium xem trang tiếp theo 30
  39. Bảng 3.1: Các đồng vị phóng xạ được xác định từ phổ gamma HPGe. Năng lượng (keV) Đồng vị Chu kì bán rã Nguồn gốc 661,6 Cs-137 30,17 năm ? 727,2 Bi-212 60,55 phút Thorium 768,4 Bi-214 19,9 giây Uranium 785,4 Bi-212 60,55 phút Thorium 794,9 Ac-228 6,15 giờ Thorium 806,2 Bi-214 19,9 giây Uranium 834,8 Mn-54 312,3 ngày ? 860,4 Tl-208 3,083 phút Thorium 911,1 Ac-228 6,15 giờ Thorium 934,1 Bi-214 19,9 giây Uranium 964,0 Ac-228 6,15 giờ Thorium 969,1 Ac-228 6,15 giờ Thorium 1120,3 Bi-214 19,9 giây Uranium 1155,2 Bi-214 19,9 giây Uranium 1238,0 Bi-214 19,9 giây Uranium 1281,0 Bi-214 19,9 giây Uranium 1377,7 Bi-214 19,9 giây Uranium 1385,3 Bi-214 19,9 giây Uranium 1401,5 Bi-214 19,9 giây Uranium 1408,0 Bi-214 19,9 giây Uranium 1460,8 K-40 1,25 × 109 năm Tự nhiên 1495,9 Ac-228 6,15 giờ Thorium 1501,6 Ac-228 6,15 giờ Thorium xem trang tiếp theo 31
  40. Bảng 3.1: Các đồng vị phóng xạ được xác định từ phổ gamma HPGe. Năng lượng (keV) Đồng vị Chu kì bán rã Nguồn gốc 1509,2 Bi-214 19,9 giây Uranium 1538,5 Bi-214 19,9 giây Uranium 1543,4 Bi-214 19,9 giây Uranium 1583,2 Bi-214 19,9 giây Uranium 1587,9 Ac-228 6,15 giờ Thorium 1620,6 Bi-212 60,55 phút Thorium 1630,6 Ac-228 6,15 giờ Thorium 1638,2 Ac-228 6,15 giờ Thorium 1661,3 Bi-214 19,9 giây Uranium 1729,6 Bi-214 19,9 giây Uranium 1764,5 Bi-214 19,9 giây Uranium 1847,4 Bi-214 19,9 giây Uranium 2118,5 Bi-214 19,9 giây Uranium 2204,2 Bi-214 19,9 giây Uranium 2447,8 Bi-214 19,9 giây Uranium 2614,7 Tl-208 3,083 phút Thorium 32
  41. 3.2.2 Xác định các đồng vị phóng xạ của phổ năng lượng gamma NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm Trong mục này chúng tôi phân tích các vị trí đỉnh năng lượng và các đồng vị phóng xạ ghi nhận bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. Việc xác định các đỉnh năng lượng chúng tôi dựa vào mối tương quan đỉnh phổ so sánh với phổ năng lượng HPGe (hình 3.1 trang 27). Chúng tôi sử dụng phần mềm xử lý phổ Colegram để xác định các đỉnh năng lượng riêng biệt cũng như các đỉnh chồng chập. Việc làm khớp các đỉnh phổ cho detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm được trình bày trong phụ lục A trang 42. Kết quả phân tích xác định đỉnh phổ như trình bày ở hình 3.3, và lập bảng kết quả xác định các đồng vị phóng xạ (bảng 3.2). Các đồng vị có thể xác định khi sử dụng detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm bao gồm Pb-212, Pb-214, Tl-208, Bi-212, Bi-214, Ac-228, K-40. Các đồng vị Ra-226, Cs-137, Mn-54 có thể thấy được bởi detector HPGe thì không thể quan sát được từ detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. Hình 3.3: Các đồng vị phóng xạ trong môi trường được xác định từ phổ năng lượng gamma đo bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. 33
  42. Bảng 3.2: Các đồng vị phóng xạ được xác định từ phổ năng lượng gamma NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. Năng lượng (keV) Đồng vị Chu kì bán rã Nguồn gốc 238,6 Pb-212 10,64 giờ Thorium 295,2 Pb-214 26,8 phút Uranium 352,5 Pb-214 26,8 phút Uranium 583,1 Tl-208 3,083 phút Thorium 609,3 Bi-214 19,9 giây Uranium 727,2 Bi-212 60,55 phút Thorium 768,4 Bi-214 19,9 giây Uranium 794,9 Ac-228 6,15 giờ Thorium 911,1 Ac-228 6,15 giờ Thorium 969,1 Ac-228 6,15 giờ Thorium 1120,3 Bi-214 19,9 giây Uranium 1155,2 Bi-214 19,9 giây Uranium 1238,0 Bi-214 19,9 giây Uranium 1281,0 Bi-214 19,9 giây Uranium 1460,8 K-40 1,25 × 109 năm Tự nhiên 1729,6 Bi-214 19,9 giây Uranium 1764,5 Bi-214 19,9 giây Uranium 1847,4 Bi-214 19,9 giây Uranium 2204,2 Bi-214 19,9 giây Uranium 2447,8 Bi-214 19,9 giây Uranium 2614,7 Tl-208 3,083 phút Thorium 34
  43. 3.3 Xác định suất liều chiếu dựa vào phổ năng lượng của detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm Trong mục này chúng tôi thực hiện xác định suất liều chiếu sử dụng detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm đo trong môi trường một phòng thí nghiệm Kỹ thuật hạt nhân, trường đại học Khoa Học Tự Nhiên, đại học Quốc Gia TP.HCM. Phương pháp xác định suất liều chiếu dựa vào công thức (1.30) trang 19 trong đó n(E) là phổ năng lượng như hình 3.3 trang 33 và G(E) là hệ số chuyển đổi suất liều chiếu của detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. Đối với detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm thì hàm G(E) có dạng như hình 3.4 với số liệu màu đen tương ứng với gamma có hướng tới song song với trục detector và số liệu màu đỏ tương ứng với gamma có hướng tới vuông góc với trục detector. Để xác định suất liều chiếu, các số liệu ở hình 3.4 được làm khớp. Ở đây, chúng tôi sử dụng hàm đa thức để làm khớp các số liệu. Hình 3.4: Số liệu hệ số chuyển đổi suất liều chiếu G(E) của detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm được làm khớp bởi hàm đa thức. 35
  44. Đối với số liệu bức xạ gamma có hướng tới song song với trục detector (số liệu màu đen), phương trình làm khớp của hàm G(E) (đường màu đen) được xác định là: log[G(E)] = −1232,80706 + 5288,20962 × logE − 9584,54726 × log2E +9752,82964 × log3E − 6193,51923 × log4E + 2559,84742 × log5E (3.1) −691,24776 × log6E + 117,93858 × log7E − 11,56348 × log8E + 0,49737 × log9E. Đối với số liệu bức xạ gamma có hướng tới vuông góc với trục detector (số liệu màu đỏ), phương trình làm khớp của hàm G(E) (đường màu đỏ) được xác định là: log[G(E)] = −1603,32194 + 6794,83543 × logE − 12203,37818 × log2E +12318,43163 × log3E − 7758,24172 × log4E + 3176,31261 × log5E (3.2) −848,01750 × log6E + 142,69653 × log7E − 13,75718 × log8E + 0,57981 × log9E. Với hệ số tương quan của các hàm làm khớp của đường màu đen và đường màu đỏ lần lượt là R2 = 0,99998 và R2 = 0,99996. Hình 3.5: Suất liều chiếu được xác định trong môi trường phòng thí nghiệm. 36
  45. Để tính suất liều chiếu, chúng tôi dựa vào các hàm G(E) như ở hình 3.4 cho cả hai trường hợp với hướng tới song song và hướng tới vuông góc. Kết quả suất liều chiếu được trình bày như ở hình 3.5. Dựa vào kết quả này chúng tôi thu được suất liều chiếu tổng đối với trường hợp • sử dụng hàm G(E) theo hướng song song với trục detector là X = 12,43 ± 0,53 µR/h và theo • hướng vuông góc với trục detector là X = 10,66±0,45 µR/h. Hay nói cách khác suất liều chiếu nằm trong khoảng 10,66 − 12,43 µR/h. 37
  46. Kết luận Kết luận Trong khóa luận này, chúng tôi đã thực hiện xác định các đồng vị phóng xạ dựa vào phổ năng lượng gamma từ detector HPGe và NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm và xác định suất liều chiếu từ phổ ghi nhận bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. • Bằng cách sử dụng bảng năng lượng các đồng vị phóng xạ [13], Laraweb [14] và phần mềm chuyên dụng phân tích phổ Colegram, chúng tôi đã thực hiện xác định hầu hết đỉnh phổ năng lượng từ phổ đo bởi detector HPGe, từ đó xác định các đồng vị phóng xạ có trong môi trường. Các đồng vị phóng xạ môi trường tại nơi phòng thí nghiệm Kỹ thuật hạt nhân, trường đại học Khoa học Tự nhiên TP.HCM được xác định bao gồm Ac-228, Bi-212, Bi-214, Tl-208, K-40, Pb-212, Pb-214, Ra-226. Đây là các đồng vị phóng xạ từ các chuỗi phóng xạ tự nhiên Uranium và Thorium. • Đối với việc xác định các đồng vị phóng xạ có trong môi trường từ phổ ghi nhận bởi detector NaI(Tl) 7,6cm×7,6cm, chúng tôi dựa vào mối tương quan đỉnh phổ so sánh với phổ năng lượng HPGe và sử dụng phần mềm xử lý phổ Colegram để xác định các đỉnh năng lượng riêng biệt từ các vùng phổ chồng chập. Các đồng vị phóng xạ môi trường tại phòng thí nghiệm Kỹ thuật hạt nhân, trường đại học Khoa học Tự nhiên TP.HCM có thể xác định khi sử dụng detector NaI(Tl) bao gồm Pb-212, Pb-214, Tl-208, Bi-212, Bi-214, Ac-228, K-40. Các đồng vị Ra-226, Cs-137, Mn-54 mà có thể thấy được bởi detector HPGe thì không thể quan sát được từ detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. 38
  47. • Bằng việc sử dụng hệ số chuyển đổi suất liều chiếu G(E), chúng tôi xác định suất liều chiếu từ phổ năng lượng ghi nhận bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. Suất liều chiếu • • tổng có giá trị trong khoảng từ X = 10,66 ± 0,45 µR/h đến X = 12,43 ± 0,53 µR/h. Kiến nghị • Một số đỉnh phổ năng lượng trong phổ đo của detector HPGe chưa được xác định, chúng tôi đề xuất cần xác định các đỉnh phổ này. • Trong khóa luận này chúng tôi đã xác định suất liều chiếu tổng từ phổ năng lượng ghi nhận bởi detector NaI(Tl) 7,6cm×7,6cm, với kĩ thuật sử dụng hệ số chuyển đổi suất liều chiếu G(E) thì có thể xác định suất liều chiếu riêng phần đối với các đỉnh năng lượng khác nhau [1], [2]. Vì thế chúng tôi kiến nghị hướng đi tiếp trong việc xác định suất liều chiếu riêng phần. • Thí nghiệm được thực hiện đo trong một phòng thí nghiệm, chúng tôi đề xuất tiến hành thí nghiệm đo ngoài trời. 39
  48. Tài liệu tham khảo [1] Y. Y. Ji, K. H. Chung, W. Lee, D. W. Park, and M. J. Kang, “Feasibility on the spectromet- ric determination of the individual dose rate for detected gamma nuclides using the dose rate spectroscopy,” Radiation Physics and Chemistry, vol. 97, pp. 172–177, 2014. [2] Y. Y. Ji, D. S. Hong, T. K. Kim, K. K. Kwak, and W. S. Ryu, “Application of the dose conversion factor for a NaI (Tl) detector to the radwaste drum assay,” Radiation Measure- ments, vol. 46, no. 5, pp. 503–509, 2011. [3] T. V. Châu, An toàn bức xạ ion hóa. NXB Đại học Quốc Gia TP. Hồ Chí Minh, 2004. [4] T. V. Châu, Vật lý hạt nhân đại cương. NXB Đại học Quốc Gia TP. Hồ Chí Minh, 2013. [5] G. W. Phillips, D. J. Nagel, and T. Coffey, A Primer on the Detection of Nuclear and Radi- ological Weapons. Center for Technology and National Security Policy National Defense University, 2005. [6] “Hyperphysics Index of /hbase/nuclear/radser.” [Online]. Available: http: //hyperphysics.phy-astr.gsu.edu/hbase/Nuclear/radser.html. [Accessed April 07, 2018]. [7] P. P. Povinec, Analysis of environmental radionuclides, vol. 11. Elsevier, 2011. [8] H. P. Quốc, Vật lý hạt nhân và ứng dụng. NXB Đại học Quốc Gia Hà Nội, 2007. [9] F. H. Attix, Introduction to radiological physics and radiation dosimetry. John Wiley - Interscience, 2008. 40
  49. [10] M. Niatel, A. Perroche-Roux, and M. Boutillon, “Two determinations of W for electrons in dry air,” Physics in Medicine & Biology, vol. 30, no. 1, p. 67, 1985. [11] “Standard Electrode Coaxial Ge Detectors.” [PDF]. Available: com/products/detectors/pdf/SEGe-detectors-C49317.pdf. [Accessed April 20, 2018]. [12] “InspectorTM 1000 digital hand-held multichannel analyzer.” [Online]. Available: http: //www.canberra.com/products/hp_radioprotection/inspector-1000.asp. [Ac- cessed April 27, 2018]. [13] R. B. Firestone, V. S. Shirley, C. M. Baglin, S. Y. F. Chu, and J. Zipkin, Table of Isotopes, 8th ed. John Wiley - Interscience, 1996. [14] “Nucleide Lara /Library for gamma and alpha emissions.” [Online]. Available: http:// www.nucleide.org/Laraweb/index.php. [Accessed April 29, 2018]. 41
  50. Phụ lục A Xác định các đồng vị phóng xạ từ phổ năng lượng ghi nhận bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm bằng phần mềm Colegram Phổ năng lượng ghi nhận trên detector NaI(Tl) 7,6cm×7,6cm có sự chồng chập các đỉnh năng lượng (hình 3.1 trang 27) với nguyên nhân rằng detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm có độ phân giải kém. Vì thế việc xác định các đỉnh năng lượng chúng tôi sử dụng phần mềm phân tích phổ chuyên dụng Colegram để phân tách các đỉnh năng lượng riêng biệt từ các vùng năng lượng có sự chồng chập đỉnh. Kết quả phân tích như trên hình A.1 thể hiện vùng năng lượng từ 190 keV đến 1030 keV và hình A.2 thể hiện vùng năng lượng từ 1030 keV đến 2900 keV. 42
  51. Hình A.1: Đỉnh năng lượng của các đồng vị phóng xạ trong môi trường được xác định bằng phần mềm Colegram từ phổ gamma đo bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. (a) Vùng năng lượng 190 – 430 keV. (b) Vùng năng lượng 430 – 550 keV. (c) Vùng năng lượng 550 – 680 keV. (d) Vùng năng lượng 680 – 830 keV. (e) Vùng năng lượng 830 – 1030 keV. 43
  52. Hình A.2: Đỉnh năng lượng của các đồng vị phóng xạ trong môi trường được xác định bằng phần mềm Colegram từ phổ gamma đo bởi detector NaI(Tl) 7,6cm × 7,6cm. (a) Vùng năng lượng 1030 – 1340 keV. (b) Vùng năng lượng 1340 – 1600 keV. (c) Vùng năng lượng 1600 – 1900 keV. (d) Vùng năng lượng 1900 – 2400 keV. (e) Vùng năng lượng 2400 – 2900 keV. 44