BỘ TÀI NGUYÊN VÀ MÔI TRƯỜNG
TỔNG CỤC ĐỊA CHẤT VÀ KHOÁNG SẢN
LIÊN ĐOÀN VẬT LÝ ĐỊA CHẤT
o0o

BÁO CÁO KẾT QUẢ
ĐỀ TÀI NGHIÊN CỨU KHOA HỌC VÀ PHÁT TRIỂN CÔNG NGHỆ NGHIÊN CỨU NÂNG CAO CHẤT LƯỢNG XỬ LÝ,
HIỂN THỊ CÁC KẾT QUẢ ĐIỀU TRA CHI TIẾT
MÔI TRƯỜNG PHÓNG XẠ
BÁO CÁO
ĐỀ TÀI NGHIÊN CỨU KHOA HỌC VÀ PHÁT TRIỂN CÔNG NGHỆ NGHIÊN CỨU NÂNG CAO CHẤT LƯỢNG XỬ LÝ,
HIỂN THỊ CÁC KẾT QUẢ ĐIỀU TRA CHI TIẾT
MÔI TRƯỜNG PHÓNG XẠ CƠ QUAN CHỦ TRÌ CHỦ NHIỆM ĐỀ TÀI
La Thanh Long
III.1. Xây d
ựng và mô tả chương trình 31
III.2. Chương trình tính liều chiếu ngoài bức xạ gamma tự nhiên 33
III.3. Chương trình tính suất liều chiếu ngoài bức xạ gamma vũ trụ 36
III.4. Chương trình tính suất liều chiếu trong qua đường hô hấp 39
III.5. Chương trình tính suất liều chiếu trong qua đường tiêu hóa 40
III.6. Kết quả tính toán, xử lý số liệu điều tra chi tiết môi trường bức xạ
đô thị Điện Biên 42
III.7. Kết quả tính toán, xử lý số li
ệu điều tra chi tiết môi trường bức xạ
Dấu Cỏ, Thanh Sơn, Phú Thọ 42
Kết luận 44

4
MỞ ĐẦU

Hiện nay công tác điều tra môi trường phóng xạ đang được sự quan tâm
của các cấp chính quyền và dư luận xã hội. Đòi hỏi chung là phải cung cấp được
các thông tin có độ tin cậy cao, chi tiết, kịp thời, hình thức thể hiện dễ hiểu. Tuy
nhiên, công tác nghiên cứu điều tra chi tiết môi trường phóng xạ ở nước ta hiện
do nhiều đơn vị thực hiện; về cơ b
ản, nội dung nghiên cứu, điều tra đáp ứng
được các yêu cầu đặt ra cho từng dự án, nhiệm vụ cụ thể. Các đề án trên đã giải
quyết cơ bản được một số nhiệm vụ đặt ra trong công tác điều tra môi trường; đó
là xác định được suất liều chiếu ngoài do bức xạ gamma mặt đất gây nên, liều
chiếu trong qua đường ăn uống do các nuclít phóng xạ trong nước gây ra và qua
đường hô h
ấp do hít thở khí radon… Cuối cùng là xác định được tổng liều chiếu
tương đương hàng năm và thành lập bản đồ tổng liều chiếu tương đương hàng
năm cho các vùng đã nghiên cứu điều tra ở các tỷ lệ khác nhau.

Do tính cấp thiết của nhiệm vụ đặt ra, ngày 16 tháng 4 năm 2009 Bộ Tài
nguyên và Môi trường đã ký Hợp đồng nghiên cứu khoa học và phát triển công

5
nghệ số 04 ĐC – 09/HĐKHCN giao cho Liên đoàn Vật lý Địa chất thực hiện đề
tài “Nghiên cứu nâng cao chất lượng xử lý, hiển thị các kết quả điều tra chi tiết
môi trường phóng xạ”.
Mục tiêu của đề tài là: Nghiên cứu ứng dụng công nghệ thông tin nhằm
nâng cao chất lượng xử lý, hiển thị các kết quả điều tra chi tiết môi trường
phóng xạ. Nâng cao độ tin cậy, tính thống nh
ất và phổ biến kịp thời các kết quả
nghiên cứu chi tiết môi trường phóng xạ.
Đề tài được giao cho Trung tâm Nghiên cứu Ứng dụng Địa vật lý - Liên
đoàn Vật lý Địa chất tổ chức thực hiện trong 24 tháng kể từ tháng 1/2009 đến
tháng 12/2010. Tập thể tác giả đã hoàn thành các nội dung chủ yếu sau:
+ Thu thập các tài liệu của Uỷ ban Năng lượng Nguyên tử quốc tế IAEA,
của các tổ chức ICRP, UNSCEAR, ICRU, WHO (Wold Health Organization
Geneva).
+ Tập hợp các chuyên gia sâu về lĩnh vực môi trường phóng xạ, tổ chức
hội thảo, lựa chọn sử dụng các công thức của các tổ chức năng lượng nguyên tử
Quốc tế và trong nước công bố.
+ Nghiên cứu, lựa chọn sử dụng thống nhất các đại lượng đặc trưng như:
liều giới hạn, liều hấp thụ, liều tương đương, liề
u hiệu dụng tương đương…
+ Nghiên cứu lựa chọn công thức tính liều chiếu ngoài do bức xạ gamma
mặt đất gây ra; liều chiếu ngoài đối với bức xạ γ vũ trụ.
+ Nghiên cứu lựa chọn hệ phương trình hợp lý và các tham số phù hợp để
tính suất liều chiếu trong qua đường hô hấp, qua đường tiêu hoá.
+ Nghiên cứu lựa chọn phương pháp xác định phông bức xạ tự nhiên.
+ Nghiên cứu l
7
Chương I
THỐNG NHẤT CÁC THUẬT NGỮ VÀ ĐƠN VỊ TÍNH TOÁN
TRONG ĐIỀU TRA CHI TIẾT MÔI TRƯỜNG PHÓNG XẠ

Từ thập niên 90 của thế kỷ 20 trở lại đây, công tác điều tra chi tiết môi
trường phóng xạ đã được tiến hành trên 60 thị xã, thành phố, các vùng trọng
điểm kinh tế và các vùng mỏ có chứa phóng xạ. Nhiệm vụ điều tra đã được
nhiều đơn vị trong Bộ
Công nghiệp trước đây, Bộ Tài nguyên và Môi trường
hiện nay triển khai. Bước đầu các đề án điều tra đã thu được một số kết quả đáng
khích lệ song còn bộc lộ một số hạn chế:
- Các thuật ngữ về các đại lượng điều tra môi trường phóng xạ như: liều
lượng (dose), liều giới hạn (dose limits), liều hấp thụ (absorbed dose), liều tương
đương (equivalent dose), liều hi
ệu dụng tương đương (effective dose
equivalent), phông bức xạ tự nhiên (natural background radiation)…chưa có
nhận thức thống nhất dẫn tới việc đánh giá tổng liều hàng năm lên cộng đồng
dân cư, liều giới hạn của dân chúng theo Nghị định 50 CP/1998/NĐCP là thực
sự chưa chính xác.
- Đồng thời việc sử dụng các đơn vị đo lường trong điều tra chi tiết môi
trường phóng xạ như: hoạ
t độ phóng xạ (Bq), hoạt độ riêng (Bq/kg), hàm lượng
phóng xạ (Bq/m
3

1. Bức xạ (radiation): Là chùm hạt hoặc sóng điện từ có khả năng ion hoá
vật chất.
2. Nguồn bức xạ: Là nguồn phóng xạ hoặc thiết bị bức xạ.
3. Chất phóng xạ: Là chất phát ra bức xạ do quá trình phân rã hạt nhân,
chuyển mức năng lượng hạt nhân, có hoạt
độ phóng xạ riêng hoặc tổng hoạt độ
lớn hơn mức miễn trừ.
4. Chất thải phóng xạ: Là chất thải chứa chất phóng xạ hoặc vật thể bị
nhiễm bẩn phóng xạ phải thải bỏ.
5. Sự cố bức xạ: Là những tai biến, rủi ro xảy ra trong quá trình tiến hành
công việc bức xạ, gây ra hoặc có thể gây ra hậu quả bức xạ nguy hiểm
đối với
sức khoẻ con người và môi trường.
6. An toàn bức xạ: Là việc thực hiện các biện pháp chống lại tác hại của
bức xạ, ngăn ngừa sự cố hoặc giảm thiểu hậu quả của chiếu xạ đối với con
người, môi trường.
7. Kiểm soát bức xạ: Là việc thực hiện các biện pháp hành chính và kỹ thuật
nhằm quản lý cơ sở bứ
c xạ, nguồn bức xạ, địa điểm cất giữ chất thải phóng xạ và
công việc bức xạ.
8. Hoạt độ phóng xạ (activity): Là đại lượng biểu thị số hạt nhân phân rã
phóng xạ trong một đơn vị thời gian.
9. Phông bức xạ tự nhiên (natural background radiation): Là những bức
xạ có nguồn gốc tự nhiên như:
- Bức xạ từ vũ trụ.
- Bức xạ từ
các hạt nhân tự nhiên có trong đất đá, không khí, nước, cơ thể
con người và sinh vật, vật liệu…
10. Sự chiếu xạ: Là sự tác động của bức xạ vào con người, môi trường,
động vật, thực vật hoặc một đối tượng vật chất khác.

24. Kiểm xạ: Là việc đo liều chiếu xạ hoặc đo mức nhiễm bẩn phóng xạ
để
đánh giá, kiểm soát mức độ chiếu xạ do bức xạ hoặc chất phóng xạ gây ra.
25. Vùng kiểm soát bức xạ: Là vùng mà ở đó cần áp dụng những biện
pháp an toàn bức xạ thích hợp (như hạn chế ra vào, kiểm xạ cá nhân, theo dõi
sức khoẻ đặc biệt…).
26. Nhiễm bẩn phóng xạ: Còn được gọi là nhiễm xạ hoặc nhiễm phóng
xạ. Bình thường hoạt độ phóng xạ riêng không vượt quá 70 kilô Becquerel trên
1kilôgam (kBq/kg), nh
ưng vì lý do nào đó hoạt độ phóng xạ riêng đã quá giới
hạn đó.
27. Liều hấp thụ (absorbed dose): Là đại lượng vật lý cơ bản, tính bằng
jun trên kilôgam (J.kg
-1
được

gọi là gray (Gy) xác định như sau:
dE
D =
dm
Trong đó: dE là năng lượng trung bình được truyền bởi bức xạ ion hoá
vào thể tích yếu tố của vật chất.
dm là khối lượng vật chất thể tích của yếu tố đó.
28. Liều tương đương: H
T,R
(equivalent dose): Là liều lượng H
T,R
tính
bằng J.kg
-1

-1
)
được gọi là Sievert (Sv), là tổng liều tương đương của từng loại mô nhân với trọng
số mô tương ứng:
E = ΣW
T
.

H
T

Trong đó:
H
T
là liều tương đương của mô T;
W
T
là trọng số mô của T.
30. Trọng số bức xạ (radiation weighting factor): Là hệ số nhân đối với
liều hấp thụ dùng để tính hiệu quả tương đối của các bức xạ khác nhau trong
việc gây ảnh hưởng đến sức khoẻ con người. Ví dụ như trọng số bức xạ của bức
xạ γ, β, các điện tử là 1, của các hạt α là 20, các hạt nơtrôn là t
ừ 5 đến 20 tuỳ
thuộc năng lượng.
31. Trọng số mô, W
T
(tissue weighting factor): Là các hệ số nhân của liều
tương đương đối với một cơ quan hoặc tổ chức mô dùng cho mục đích an toàn
bức xạ để tính độ nhạy cảm bức xạ khác nhau của các cơ quan và tổ chức mô đối
với các hiệu ứng ngẫu nhiên của bức xạ. Ví dụ: như

11
37. Chất thải phóng xạ (radioactive waste): Là vật chất bất kỳ có hình hài
còn sót lại từ các hoạt động và trong tương lai không còn sử dụng, nó chứa đựng sự
nhiễm bẩn vật chất phóng xạ và có hoạt độ hoặc hàm lượng phóng xạ cao hơn mức
cho phép cần phải dọn sạch.
38. Working level (WL): Là đơn vị năng lượng α (tổng năng lượng trên một
đơn vị thể tích không khí, được sinh ra bởi các hạt
α trong dãy phân rã của mỗi
nguyên tử hay con cháu của chúng trong một đơn vị thể tích không khí). Do tồn tại
con cháu radon và thoron tương đương phát ra năng lượng anpha 1,3×10
5
MeV
trong 1 lít không khí. Trong hệ SI đơn vị WL tương đương 2,1×10
-5
J/m
3
.
II. Các đơn vị đo lường hợp pháp
Trong bảng 1 chúng tôi trình bày bảng tổng hợp tên gọi và các đơn vị trong hệ
SI do cơ quan Năng lượng Nguyên tử quốc tế IAEA thông báo năm 2003.
Bảng 1
Tên gọi
Ký
hiệu
Đơn vị
Cách dùng-Hệ số chuyển đổi
với các đơn vị cũ
- Hoạt độ phóng xạ A
Becquerel
(Bq)

1µR/h = 7,17×10
-14
A/kg
- Liều chiếu (Dose) D Gray (Gy) Liều hấp thụ 1rad = 10
-2
Gy
- Giá trị liều chiếu D’ Gy/g
Trường bức xạ gamma
1µR/giờ = 8,69nGy/giờ
- Liều tương đương
(Dose equivalent)
H Sievert
Ảnh hưởng sinh học của bức xạ
1 Rem =10
-2
Sv
- Liều tương đương
(Equivalent dose)
H
T
Sievert
(Sv)
Ảnh hưởng sinh học của bức xạ

- Liều hiệu dụng E
Sievert
(Sv)
Ảnh hưởng sinh học của bức xạ
tới con người
- Giá trị tương đương


Cho đến thời điểm năm 2010, ở nước ta chưa có một công trình nghiên
cứu nào công bố
các phương pháp xác định suất liều, và cũng chưa có một văn
bản nào có tính chất pháp quy để quy định các phương pháp xác định đại lượng
này. Chỉ có phương pháp xác định liều tương đương được trình bày trong phần
phụ lục của Quy phạm Kỹ thuật thăm dò phóng xạ đã được Bộ Công nghiệp ban
hành năm 1998.
Trong báo cáo này chúng tôi sẽ trình bày các phương pháp xác định suất
liều chiếu trung bình năm của bức xạ t
ự nhiên tác dụng lên cơ thể con người.
Đây là các phương pháp được Ủy ban năng lượng quốc tế (IAEA), Ủy ban quốc
tế về an toàn bức xạ (ICRP) công bố dưới dạng các tài liệu hướng dẫn và các
thông báo thường niên.
II.1. Phương pháp xác định suất liều hiệu dụng chiếu ngoài
Suất liều chiếu ngoài được đóng góp bởi hai thành phần: bức xạ gamma
vũ trụ và bức xạ gamma tự nhiên của
đất đá.
II.1.1. Xác định suất liều chiếu ngoài đối với bức xạ gamma vũ trụ
Bằng nhiều công trình nghiên cứu, Ủy ban UNSCEAR đã đi đến thống
nhất quan điểm: có hai thành phần đóng góp chủ yếu vào suất liều bức xạ của tia
vũ trụ đó là thành phần ion trực tiếp và thành phần phôtôn + nơtrôn. Các thành
phần trên đều phụ thuộc vào độ cao so với mặt nước bi
ển. Liều hiệu dụng tại
Chi
ế
u tron
g
Suất liều
(Dose)

(0) là suất liều tại mặt nước biển: 240 µSv/năm
II.1.2. Xác định suất liều chiếu ngoài do bức xạ gamma tự nhiên
Các thành phần của bức xạ gamma tự nhiên tham gia vào suất liều chiếu
ngoài bao gồm sự chiếu xạ gamma trong nhà và sự chiếu xạ gamma ngoài nhà.
Để xác định suất liều chiếu ngoài, phải xác định suất liều hiệu dụng trung bình
hàng năm đối với bức xạ gamma tác dụng lên cơ th
ể con người.
Xác định liều hiệu dụng hàng năm phải tính đến hệ số chuyển đổi từ liều
hấp thụ trong không khí sang liều hiệu dụng và hệ số cư trú trong nhà. Giá trị
trung bình của các tham số này là khác nhau cùng với độ tuổi của dân số và điều
kiện môi trường (khí hậu, thời tiết) tại nơi khảo sát. Trong thông báo của
UNSCEAR năm 1993, Ủy ban cho phép sử dụng hệ số chuy
ển đổi từ liều hấp
thụ trong không khí sang liều hiệu dụng đối với lứa tuổi người lớn là 0,7 Sv/Gyvà 0,8 là hệ số cư trú trong nhà, ngoài nhà là 0,2. Từ các số liệu trên Ủy ban đã
đưa ra công thức tính liều hiệu dụng hàng năm như sau:
- Trong nhà:
7,08,08760
×
×
×
=
TTN
DE
(mSv/năm) (2)
Trong đó D
T
là liều hấp thụ không khí trong nhà nGy/h.

II.2.1. Xác định suất liều hiệu d
ụng chiếu trong qua đường hô hấp

14
Trong không khí có rất nhiều nuclit phóng xạ, khi ta hít thở các nuclit
xâm nhập vào cơ thể tạo ra suất liều hiệu dụng chiếu trong. Trong số các nuclit
đó, radon là sản phẩm phân rã trong dãy
238
U đóng góp tới 50% liều hiệu dụng
hàng năm. Radon có đặc tính kích thích, ion hóa các tế bào sống và phá hủy các
tế bào. Radon xâm nhập vào cơ thể con người qua đường hô hấp và tiêu hóa. Có
nhiều công trình nghiên cứu đã đưa ra cùng kết luận: hít thở khí radon và các
sản phẩm con cháu xem như là nguyên nhân thứ hai dẫn đến ung thư phổi sau
thuốc lá. Chính vì tầm quan trọng như vậy nên Ủy ban bảo vệ môi trường Hợp
chủng quốc Hoa Kỳ quy định mức n
ồng độ radon trong nhà cho phép 4 pCi/l
(∼148 Bq/m
3
). Uỷ ban môi trường của cộng đồng châu Âu quy định mức nồng
độ radon trong nhà cho phép là 200 Bq/m
3
.
Việc xác định liều hấp thụ đối với tế bào bị chiếu của cơ quan hô hấp trên
1 đơn vị chiếu xạ do
222
Rn đối với cộng đồng nói chung có thể nhận được nhờ
thông tin về sự phân bố các hạt son khí, tốc độ hít thở, sự lắng đọng một ít trên
đường đi, tốc độ làm sạch chất nhầy vùng tế bào bị xâm nhập.
Tốc độ hít thở là yếu tố quan trọng nhất, quyết định khối lượng thể tích
khí đi vào trong phổi. Nó có thể làm thay đổi suất liều hiệu dụ

/giờ, đường kính sol khí trung bình từ (100 ÷
150) nm và phần tử độc lập là 0.05. Hệ số trọng số mô được phân ra từng phần
nhỏ cho miền cuống phổi là 0.08. Hệ số phẩm chất là 20. Liều hiệu dụng trên 1
đơn vị EEC là 15 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
. Liều ở vùng phổi là nhỏ hơn nhiều.
Giá trị chính thức của hệ số chuyển đổi suất liều được UNSCEAR thừa
nhận là 9 nSv (Bq.h.0,1
-3
)
-1
. Giá trị này được xem là gần đúng cho phép tính suất
liều hiệu dụng trung bình.
Hiện nay ở nước ta chưa có một công trình nào tập trung nghiên cứu về
độ rủi ro (thiệt hại) do liều chiếu của radon lên cơ thể con người. Vì vậy chưa
đưa ra được phương pháp tính liều chiếu hiệu dụng của radon qua đường hô hấp.
Ở chuyên đề này chúng tôi sẽ trình bày cách tính suất liều hiệu dụng hàng năm
của radon qua đường hô hấ
p đã được Ủy ban năng lượng quốc tế (IAEA) và Uỷ
ban quốc tế về an toàn bức xạ hạt nhân (UNSCEAR) thông báo từ năm 1993 và
đến bây giờ vẫn còn hiệu lực. Nếu ta gọi hàm lượng (nồng độ) phóng xạ của khí
radon trong không khí là CA (Bq/m
3
); sử dụng hệ số chuyển đổi là : 9 nSv

15
(Bq.g.m
-3

. Áp dụng hệ phương trình
(5) ta tính được liều hiệu dụng hàng năm đối với nhân dân toàn thế giới do hít
thở phải khí radon và các sản phẩm phân rã của nó là :
Trong nhà:
E
hd
(Rn) = 40 Bq/m
3
× 0.4 × 7000g × 9 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 1.0 (mSv/năm)
Ngoài nhà:
E
hd
(Rn) = 10 Bq/m
3
×0.6×1760giờ×9 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.095 (mSv/năm)
Vậy liều hiệu dụng của radon và các sản phẩm phân rã được đánh giá
bằng ~ 1.1 mSv/ năm. Hàm lượng thoron (
222
Rn) là vào khoảng 10 Bq/m
3
ngoài
nhà và trong nhà cũng xấp xỉ như vậy. Tuy nhiên không thể sử dụng hàm lượng

và ngoài nhà là 0.1 Bq/m
3
. Từ phương
trình 2 ta xác định được suất liều hiệu dụng hàng năm là :
Trong nhà:
E
hd
(Th) = 0.3 Bq/m
3
×7000 giờ×40 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.084 mSv/năm
Ngoài nhà:
E
hd
(Th) = 0.1 Bq/m
3
×1760 giờ×40 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.007 mSv/năm

16
Vậy liều hiệu dụng trung bình hàng năm từ các sản phẩm phân rã trong
dãy thoron trên toàn thế giới được đánh giá = 0.09 mSv/năm.
Để xác định toàn diện sự đóng góp vào liều hiệu dụng ta còn cần quan
tâm thêm đến 2 quá trình chiếu xạ của khí radon và thoron.

3
vào hệ phương trình (7) ta được:
Trong nhà:
E
hd
(Rn) = 40 Bq/m
-3
× 7000g × 0.17 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.048 mSv/năm
Ngoài nhà:
E
hd
(Rn) = 10 Bq/m
-3
× 1760g × 0.17 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
= 0.003 mSv/năm
Đối với thoron là:
Trong nhà:
E
hd
(Th) = CA × 7000g × 0.11 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1

2) Quá trình chiếu xạ của khí radon từ nứơc trong vòi chảy ra
Radon từ nước trong vòi chảy ra có thể chiếu xạ trong qua đường tiêu hoá
qua con đường nước uống và do hít thở radon bay vào không khí khi sử dụng.
Hàm lượng khí radon trong nước được UNSCEAR thông báo là 10 KBq/m
3
. Tỷ

17
lệ hàm lượng khí trên nước là 7000g/ năm. Hệ số liều hít thở được áp dụng như
trong không khí, lượng nước tiêu thụ từ trong vòi chảy ra là 60 l/năm, xác định
hệ số chuyển đổi liều tiêu hoá là 3.5 nSv/Bq.
Xác định liều hiệu dụng qua đường hít thở khí từ nước trong vòi bay ra
theo phương trình (9)
E
hd
(ht) = C
Rn
×10
-4
× 7000g × 0.4 × 9 nSv (Bq.g.m
-3
)
-1
(9)
Xác định liều hiệu dụng qua đường tiêu hoá từ nước vòi chảy ra theo
phương trình (10).
E
hd
(Th) = C
Rn

3
/năm×3.5 nSv/Bq = 0.002 mSv/năm
Trong điều tra chi tiết môi trường phóng xạ ở nước ta chưa có đầy đủ thiết
bị để đo được đầy đủ các đại lượng trên. Chúng ta mới đo được radon trong
không khí trong và ngoài nhà, vậy chỉ áp dụng hệ phương trình (5) và (6) để tính
toán liệu hiệu dụng đối với radon và các sản phẩm phân rã của nó. Còn các hệ
phương trình tính toán khác phục vụ cho việc tham khảo và có thể sẽ sử dụ
ng
trong tương lai.
Vậy suất liều chiếu trong hàng năm gây ra qua đường hít thở được xác
định bằng công thức sau:
)()()()( NNThTNThNNRnTNRn
hd
EEEEE
+
+
+
=
∑
(11)
Trong đó:
)(TNRn
E ,
)(NNRn
E là suất liều hiệu dụng của radon trong nhà và
ngoài nhà.
)(TNTh
E
)(NNTh
E là suất liều hiệu dụng của thoron trong nhà và ngoài nhà .

(UNSCEAR) năm 1993 trong nước uống hàm lượng
210
Pb và
210
Po là cao nhất;
232
Th,
230
Th có hàm lượng thấp nhất;
226
Ra và
238
U có hàm lượng trung bình. Bởi
vì nước uống là môi trường dễ hoà tan của uran và radi, nó là đối tượng cần thiết
phải xác định số lượng xâm nhập qua đường tiêu hoá.
Bảng 1: Số lượng tiêu thụ (sử dụng) không khí, lương thực, thực phẩm,
rau quả, nước uống hàng năm.
Tốc độ hít thở (m
3
/năm)
Đối tượng tiêu thụ
Hài nhi Trẻ em Người lớn
Không khí 1.900 5.000 7.300
Giá trị tiêu thụ (kg/năm)
Đối tượng tiêu thụ
Hài nhi Trẻ em Người lớn
Các sản phẩm sữa 120 110 105
Sản phẩm thịt 15 35 50
Sản phẩm gạo 45 90 140
Rau có lá 20 40 60

3µSv/năm/Bq/kg. Liều hiệu dụng hàng năm trong các tế bào mô trong cơ thể do
40
K là 165 và 185 µSv/năm đối với người lớn và trẻ em tương ứng.
Đối với các nuclít của dãy uran và thori, hàm lượng của chúng trong
lương thực, trong nước và tổng lượng tiêu thụ hàng năm là các đại lượng cần
thiết cho việc xác định sự thay đổi liều chiếu lên cơ thể.
Các phương pháp xác định liều chiếu trong qua đường tiêu hoá
Trong phần này chúng ta sẽ lựa chọn các tham số hợp lí cho việc xác định
liều chiếu trong qua đườ
ng tiêu hoá cho các đồng vị phóng xạ
238
U, Thori tự
nhiên và
226
Ra gây ra.
Theo cẩm nang về an toàn bức xạ do Uỷ ban Năng lượng Nguyên tử Liên Xô
trước đây công bố năm 1987 thì liều chiếu tương đương trong một bộ phận nguy cấp
của cơ thể bị chiếu xạ ở người lớn được xác định và biểu diễn bằng công thức:
m
106,1
EqfH
13
hd2
−
×
×=
(12)
Trong đó:
- q: là hoạt độ cân bằng của các nuclít (tức là nó không thay đổi theo thời
gian) trong cơ thể (Bq);

⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
−=
β
β
4
E
1
50
Z
1fE33.0E
2/1
2/1
(13)
Trong đó:
- E
β
: là năng lượng giới hạn của phổ năng lượng β (MeV);

20
- f: là phần phân rã của loại bức xạ khảo sát;
- Z: là số nguyên tử của nuclít:
b) Đối với bức xạ gama (γ):
(
)
[]

⎥
⎦
⎤
⎢
⎣
⎡
−
−=
λ
λ−×
= )
T
t69,0
exp(1FT45,1
texptF
qf
hd
hd
hd
hd
2
(16)
Trong đó:
- q: là hoạt độ nuclít chứa trong toàn bộ cơ thể;
- f
2
: là phần nuclít lắng đọng trong bộ phận bị nguy cấp so với hàm lượng
có trong cơ thể;
- F=F
nước

hd
là nhỏ và t≥T
hd
; vì vậy sự cân bằng thiết lập nhanh
và thừa số

()
[]
tt
hd
λ
exp− ∼1. Sau chu kì t = 50÷70 năm chỉ có 20 nuclít là không
cân bằng và xảy ra sự tăng đều hàm lượng nuclít có trong bộ phận nguy cấp.
Khi nhận được một thời gian ngắn các nuclít vào cơ thể, để tính liều cho
một bộ phận bị chiếu cần sử dụng các công thức riêng. Giả thiết rằng chu kì tích
luỹ ban đầu trong bộ phận khảo sát là không ảnh hưởng lên giá trị liều trong cơ
thể và việc thải ra khỏi cơ th
ể là được miêu tả chỉ bằng một hàm số mũ:
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
−
=
hd
202

⎛
=×
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
−
=
−−
∫
hd
hdhd
13
20
hd
3
hd
t
20
T
t69,0
exp1TE10.31,2
m
fq
m
dt

thì tC.E106,1H
0hd
13−
×≅ (19)
Nếu nuclít xâm nhập vào cơ thể theo sự tích luỹ chậm, các công thức (17),
(19) là không đúng, bởi chúng không tính đến chu kì tích luỹ ban đầu. Có thể
đưa vào hằng số tích luỹ λ
tl
hoặc chu kỳ bán tích luỹ T
tl
trong biểu thức để xác
định hàm lượng ban đầu C
0
và nhận được phương trình để tính hàm lượng trung
bình của nuclít trong cơ thể
⎥
⎦
⎤
⎢
⎣
⎡
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
−

T
tl2/1
tl2/1
tl
δ
δ
+
×
=
là chu kỳ bán tích luỹ hiệu dụng, còn T
tlσ
là chu
kỳ bán tích luỹ sinh học.
- T
hd
>T
tl
và T
σ
> T
tlσ
liều trong mô hay liều trong cơ thể, khi loại bỏ hoàn
toàn các nuclít có thể tìm được theo công thức:
()
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜

λ
λ−−
−
⎟
⎟
⎠
⎞
⎜
⎜
⎝
⎛
=
λ
××λ−−=
−
−
∫
hd
1hd
1
hdhd
8
hd
13
hd
t
0
hdt
)texp(1
t

226
Ra xâm nhập qua cơ thể (qua nước uống) ta
chọn các tham số sau:
- E
hd
= 110MeV/phân rã
- T
td
= 44 năm hay 1,6x10
4
ngày
- V= 2,2lít/ngày = 2,2x10
-3
m
3
/ngày
Radi xâm nhập và tập trung chủ yếu ở xương.
- m: trọng lượng xương tính bằng 7 kg.
CCF ××=×××=
−− 53
106,603,0102,2

5
4
1033,4
106,1
693,0693,0
−
−
×=

= 15 ngày
- λ
hd
= 0,643/15 = 0,0462
- f = 1,1x10
-3
- m = 0,31kg (chủ yếu tập trung ở thận)
- v = 2,2 lít/ngày (lượng nước tiêu thụ)
- t
1
= 365 ngày.
Thay các tham số vào phương trình (22), sau khi tính toán ta được liều
tương đương trong một năm là:
H = 3,46 x 10
-8
x C (Sv/năm) = 3,46x10
-5
x C (mSv/năm).
Trong đó: C là nồng độ
238
U (Bq/m
3
).
f) Phương pháp tính liều tương đương đối với thori tự nhiên.
Khi tính liều tương đương đối với thori tự nhiên xâm nhập vào cơ thể (qua
nước uống) ta lựa chọn các tham số sau:

23
- E
hd

đường tiêu hoá là:
H
Ra
= 9,16x10
-4
xC (mSv/năm).
H
U
= 3,46x10
-5
xC (mSv/năm).
H
Th
= 4,51x10
-6
xC (mSv/năm).
Còn đối với
40
K ta có thể sử dụng giá trị liều đã được IAEA công bố (đã
trình bày trong mục II).
Xác định liều hiệu dụng chiếu trong qua đường tiêu hóa
Như đã trình bày ở phần II, việc xác định liều hiệu dụng hằng năm qua
đường tiêu hóa ta cần quan tâm tới các nuclit phóng xạ của dãy uran và thori.
Liều hiệu dụng hằng năm được xác định bằng công thức:
de
KmngàyAD
×
×
×= 365 (23)
Ở đây; D

hơn 17 tuổi)
238
U 0.12 0.068 0.045
234
U 0.13 0.074 0.049
230
U 0.41 0.24 0.21
226
Ra 0.96 0.80 0.28
210
Pb 3.6 1.9 0.69
210
Po 8.8 2.6 1.2
232
Th 0.45 0.29 0.23
228
Ra 5.7 3.9 0.69
228
Th 0.37 0.15 0.072
235
U 0.13 0.071 0.047
Từ bảng 1, ta thấy lượng tiêu thụ nước uống hằng năm của người lớn là
500kg/năm, lượng gạo tiêu thụ là 140kg, sản phẩm thịt tiêu thụ là 50kg.
Từ bảng 2, ta thấy hệ số chuyển đổi liều hiệu dụng qua đường tiêu hóa của
238
U là 0.045 µSv.Bq
-1
,
226
Ra là 0.28 µSv.Bq

trụ và các nguồn bức xạ sinh ra trên mặt đất. Các
nguồn sinh ra trên mặt đất bao gồm các nguồn bên trong cơ thể và nguồn radon.
Phông bức xạ tự nhiên trung bình trên toàn trái đất là 2.4mSv/năm.

25
Năm 1996, Ủy ban Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) đã đưa ra định
nghĩa về phông bức xạ tự nhiên được sinh ra từ các nguồn bức xạ vũ trụ và các
nguồn bức xạ của trái đất.
Nghị định số 50/1998/NĐ-CP ngày 16/7/1998 của Chính phủ nước Cộng
hòa Xã hội Chủ nghĩa Việt Nam định nghĩa phông bức xạ tự nhiên là: Những
bức xạ có nguồ
n gốc tự nhiên (bức xạ vũ trụ, từ các hạt nhân phóng xạ tự nhiên
có trong đất đá, không khí, nước, cơ thể con người và các sinh vật, vật liệu…).
Cũng theo Nghị định trên, Điều 16 Khoản 1 cũng qui định bức xạ giới hạn hàng
năm đối với nhân viên bức xạ là 20mSv, đối với nhân dân là 1mSv. Các giới hạn này
bao gồm cả liều xạ chiếu trong và liều xạ chiếu ngoài, không k
ể phông bức xạ tự
nhiên. Điều này có nghĩa là việc xác định phông bức xạ tự nhiên là xác định suất liều
chiếu xạ của phông bức xạ tự nhiên.
Để xác định được suất liều (Dose) của phông bức xạ tự nhiên, chúng ta phải
xác định được các thành phần chiếu xạ gây ra bởi các nguồn bức xạ tự nhiên,
bao gồm các thành phần: chiếu ngoài và chiếu trong.
TN
HHH
+
=
Ξ
(24)
Liều chiếu này đặc trưng cho từng địa phương, phụ thuộc vào đặc trưng của các
nuclit trong môi trường, trong cơ thể, vĩ độ, vị trí địa lý và nhiều yếu tố khác. Các