بررسی پرتوزایی محیطی در مصالح ساختمانی مصرفی شهرستان اراک

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 دانشیار، گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه اراک، اراک، ایران.

2 دانش آموخته کارشناسی ارشد فیزیک هسته‌ای، دانشگاه اراک، اراک، ایران.

10.22034/jest.2017.11381

چکیده

زمینه و هدف: انسان ها همواره در معرض پرتوهای یون­ساز قرار دارند. یکی از منابع این پرتوها، تابش­های هسته­ای مربوط به ویژه هسته­های پرتوزای موجود در آب، خاک، سنگ، از جمله مصالح ساختمانی است. پرتو­های یون­ساز برای موجودات زنده مضر هستند و باعث بروز بیماری­های مختلف و گاهاً ناهنجاری­های ژنتیکی می­گردند. از این رو بررسی پرتوزایی مصالح ساختمانی از اهمیت زیادی برخوردار است.
روش بررسی: در این پژوهش 18 نمونه مصالح ساختمانی در اراک مورد مطالعه قرار گرفت. فعالیت ویژه هسته­های پرتوزای طبیعی از روش بیناب­نگاری گاما و با استفاده از آشکارساز فوق خالص ژرمانیومی (HPGe) مدل  GCD30195BSI با بازدهی نسبی 30% تعیین گردید. مقـدار فعایت معادل رادیم ، شاخص خطر پذیری داخلیو خارجی، آهنگ دوز موثر سالیانه داخلی و خارجی و آهنگ دز جذبی برای کلیه نمونه­ها محاسبه شد.
یافته‌ها: فعالیت ویژه هسته­های پرتوزای 226Ra، 232Th و 40K در این نمونه­ها به ترتیب از32/0> تا 44/1±50/143، 86/0> تا 01/2±95/175 و 12/2> تا 29/7±60/1021 بر حسب Bq/kg    تغییر می­کند. میزان آهنگ دوز جذبی در نمونه­ها از 21/20 تا 61/220 بر حسب nGy/h متغیر می­باشد. مقدارآهنگ دوز موثر سالیانه داخلی  و خارجیبه ترتیب از 1/0 تا 08/1 و 02/0 تا 27/0  بر حسب(mSv/y)   به­دست آمد. هم­چنین مقدار شاخص خطر پذیری داخلی و خارجی در نمونه­ها به ترتیب از 01/0 تا 61/1 و 004/0 تا 30/1 محاسبه گردید.
بحث و نتیجه‌گیری: با توجه به مقادیر به­دست آمده کمترین مقدار فعالیت معادل رادیوم برای نمونه گچ باکد GSS  برابر 73/1>  و بیشترین مقدار  برای نمونه پوکه معدنی قروه با کد PMQ برابر 42/3± 88/479 حاصل شد. حداکثر مقدار مجاز فعالیت معادل رادیوم Bq/kg (Raeq) 370  می باشد که تنها نمونه  PMQ  از آن تجاوز می کند. نتایج این تحقیق نشان می­دهد که اکثر مصالح مصرفی در ساختمان­سازی خطری برای ساکنین ایجاد نمی­کنند.

کلیدواژه‌ها

اصل مقاله

 

 

 

 

 

علوم و تکنولوژی محیط زیست، دوره نوزدهم،ویژه نامه شماره 5 ، تابستان1396

 

بررسی پرتوزایی محیطی در مصالح ساختمانی مصرفی شهرستان اراک

 

رضا پورایمانی [1]

وحید حیدری[2]*

vheidari25@gmail.com

تاریخ دریافت: 09/04/1394

تاریخ پذیرش: 18/07/1394

چکیده

زمینه و هدف: انسان ها همواره در معرض پرتوهای یون­ساز قرار دارند. یکی از منابع این پرتوها، تابش­های هسته­ای مربوط به ویژه هسته­های پرتوزای موجود در آب، خاک، سنگ، از جمله مصالح ساختمانی است. پرتو­های یون­ساز برای موجودات زنده مضر هستند و باعث بروز بیماری­های مختلف و گاهاً ناهنجاری­های ژنتیکی می­گردند. از این رو بررسی پرتوزایی مصالح ساختمانی از اهمیت زیادی برخوردار است.

روش بررسی: در این پژوهش 18 نمونه مصالح ساختمانی در اراک مورد مطالعه قرار گرفت. فعالیت ویژه هسته­های پرتوزای طبیعی از روش بیناب­نگاری گاما و با استفاده از آشکارساز فوق خالص ژرمانیومی (HPGe) مدل  GCD30195BSI با بازدهی نسبی 30% تعیین گردید. مقـدار فعایت معادل رادیم ، شاخص خطر پذیری داخلیو خارجی، آهنگ دوز موثر سالیانه داخلی و خارجی و آهنگ دز جذبی برای کلیه نمونه­ها محاسبه شد.

یافته‌ها: فعالیت ویژه هسته­های پرتوزای 226Ra، 232Th و 40K در این نمونه­ها به ترتیب از32/0> تا 44/1±50/143، 86/0> تا 01/2±95/175 و 12/2> تا 29/7±60/1021 بر حسب Bq/kg    تغییر می­کند. میزان آهنگ دوز جذبی در نمونه­ها از 21/20 تا 61/220 بر حسب nGy/h متغیر می­باشد. مقدارآهنگ دوز موثر سالیانه داخلی  و خارجیبه ترتیب از 1/0 تا 08/1 و 02/0 تا 27/0  بر حسب(mSv/y)   به­دست آمد. هم­چنین مقدار شاخص خطر پذیری داخلی و خارجی در نمونه­ها به ترتیب از 01/0 تا 61/1 و 004/0 تا 30/1 محاسبه گردید.

بحث و نتیجه‌گیری: با توجه به مقادیر به­دست آمده کمترین مقدار فعالیت معادل رادیوم برای نمونه گچ باکد GSS  برابر 73/1>  و بیشترین مقدار  برای نمونه پوکه معدنی قروه با کد PMQ برابر 42/3± 88/479 حاصل شد. حداکثر مقدار مجاز فعالیت معادل رادیوم Bq/kg (Raeq) 370  می باشد که تنها نمونه  PMQ  از آن تجاوز می کند. نتایج این تحقیق نشان می­دهد که اکثر مصالح مصرفی در ساختمان­سازی خطری برای ساکنین ایجاد نمی­کنند.

واژه­های کلیدی: فعالیت ویژه، آشکارسازHPGe، مصالح ساختمانی، پرتوزایی محیطی.

 

 

 

J.Env. Sci. Tech., Vol 19, Special No.5, Summer 2017

 
 

 

 

 


Investigation of Environmental Radioactivity in the Building Materials in Arak City

 

Reza Pourimani [3]

Vahid Heidari [4]*

vheidari25@gmail.com

 

Abstract

Background and Objective: Human beings are always exposed to ionizing radiation. One of the main sources of this radiation is the nuclear radiation related to the particular radioactive nuclei present in water, soil, rock, and construction materials. The ionizing radiation is harmful to living organisms, causing various diseases and sometimes genetic abnormalities. Therefore, study of radiation from building materials is of great importance.

Method: In this study, 18 samples were collected from building materials in Arak city. Activity of natural radionuclides were determined using gamma ray spectrometry method using high purity germanium detector (HPGe) model GCD30195BSI with 30% relative efficiency. Radium equivalent, internal and external hazard indices, indoor and outdoor annual effective dose rates, and absorbed dose rate were also calculated for all of samples.

Findings: The specific activity concentrations of 226Ra, 232Th and 40K in these samples were calculated and varied from <0.32 to 143.50±1.44, < 0.86 to 175.95±2.01 and <2.12 to 1021.60±7.29 in Bq/kg respectively. The absorbed dose rate for collected samples varied from 20.21 to 220.61in nGy/h. The indoor and outdoor annual effective dose rates varied from 0.1 to 1.08 and 0.02 to .27 in mSv/y unit respectively. Internal and external hazard indices in the collected samples varied from 0.01 to 1.61 and 0.004 to 1.30 respectively.

Conclusion: Acordingto the measurments, the minimum and maximum radium equivalent activities of <1.73 479.88±3/42 Bq/kg were obtained in Stucco (Code: GSS) and Qorveh Pumice (Code: PMQ) samples, respectively. The maximum permissible specific activity for radium equivalent is 370Bq/kg, which was only exceeded by PMQ sample. The results indicated that most of the materials used for construction are not hazardous to the the residents.

Keywords: Specific activity, HPGe detector, Building material, Environmental radioactivity.

 

 

مقدمه

 

انسان ها همواره در معرض پرتوهای یون­ساز قرار دارند. یکی از منابع این پرتوها، تابش­های هسته­ای مربوط به ویژه هسته­های پرتوزای موجود در آب، خاک، سنگ، اتمسفر و هم­چنین مصالح ساختمانی است. پرتو­های یون­ساز برای موجودات زنده مضر هستند و باعث بروز بیماری­های مختلف و گاهاً ناهنجاری­های ژنتیکی می­گردند. برخی از این ویژه هسته­های پرتوزا از طریق چرخه مواد غذایی و دستگاه تنفس وارد بدن انسان می­شوند و باعث پرتوگیری داخلی می­گردند. پرتو گیری داخلی به مراتب خطرناک تر از پرتوگیری خارجی بوده و حفاظت در مقابل آن پیچیده تر و مشکل­تر می باشد. پرتوگیری خارجی طبیعی ناشی از تابش مستقیم اشعه گامای حاصل از واپاشی ویژه هسته­های پرتوزای موجود در محیط زیست به بدن انسان و پرتوگیری داخلی ناشی از واپاشی ویژه هسته­های پرتوزا در داخل بدن انسان یا موجود زنده می باشد که از طرق مختلف وارد بدن می گردند، مانند استنشاق گاز رادون که وارد دستگاه تنفسی انسان می­شود  و از طریق نشست در بافت­های ریوی و واپاشی آن و دخترانش، باعث آسیب­دیدگی جدی بافت های ریوی شده که گاهاً منجر به تولید سلول­های سرطانی می­گردد. انسان­ها معمولاً 80 درصد از عمرشان را داخل ساختمان­ها سپری می کنند، بنابراین آگاهی از سطح تابش­های هسته­ای طبیعی موجود در مصالح ساختمانی از اهمیت ویژه­ای برخوردار است (1).

قسمت عمده ویژه­هسته­های پرتوزای طبیعی موجود در مواد ساختمانی شامل سری­های واپاشان 238U ، 235U و  232Th  و هسته­های پرتوزای دختر آن­ها و ویژه هسته پرتوزای منفرد40K می­باشند (2).

 تجمع گاز رادون در محیط­های مسکونی برای سلامتی ساکنین آن مضر بوده و براین اساس انتخاب نوع مصالح ساختمانی با پرتوزایی کمتر از اهمیت زیادی برخوردار است. امروزه با توجه به صرفه­جویی در مصرف انرژی، سبک سازی و مقاوم سازی ساختمان­ها در مقابل حوادث و بلایای طبیعی مانند زلزله و انبوه سازی برای پاسخ گویی به جمعیت در حال رشد جامعه مصالح ساختمانی از تنوع زیادی برخوردار می­باشند و هم­زمان با پیشرفت علوم و فناوری هر ساله مصالح جدیدی با ترکیبات مختلف وارد بازار می­شود. در این پژوهش پرتوزایی طبیعی 18 نمونه مصالح ساختمانی مصرفی رایج در شهرستان اراک تعیین و  ویژگی­های تابشی آن­ها مورد بررسی و ارزیابی قرار گرفت. در این تحقیق سنگ­های ساختمانی به علت تنوع زیاد و کاربردهای عمده آن در نمای بیرونی ساختمان­ها به علت محدودیت مالی و زمانی مورد  مطالعه واقع نشدند و در آینده اندازه گیری­های لازم انجام خواهد شد.  

روش انجام تحقیق

1- نمونه برداری و نمونه سازی

در این پژوهش 18 نمونه مصالح ساختمانی مورد استفاده در صنعت ساختمان سازی شهرستان اراک از مکان­های ساختمان­سازی و فروشگاه­های مصالح ساختمانی جمع­آوری گردید. روش نمونه برداری در این تحقیق به گونه ای انجام شد که مقدار زیادی مصالح ساختمانی به صورت تصادفی به مقدار کافی جمع­آوری گردید و جرم هر نمونه بعد از جمع­آوری 2 کیلوگرم شد. نمونه­ها پس از خرد شدن و آسیاب شدن، به مدت 6 ساعت در دمای 120 درجه سانتی­گراد قرار داده شدند و به منظور یکنواخت­سازی ابتدا از مش 20 و سپس از مش 40 عبور داده شدند. با توجه به این که گاز رادون همواره تمایل به فرار از سطح نمونه­ها را دارد، بنابراین نمونه­ها  به جرم های330،800، 900 و 950 گرم درون ظروف استاندارد مارینلی بیکر بسته بندی و کاملاً آب­بندی گردیدند و به منظور برقراری تعادل دیرپا بین هسته­های مادر و دختر حداقل به مدت 50 روز در آزمایشگاه نگه­داری شدند (3).

در جدول (1) مشخصات مصالح ساختمانی مورد تحقیق آورده شده است.

2- طیف گیری و ارایه نتایج

طیف نگاری پرتو­های گاما با استفاده از آشکارساز فوق خالص ژرمانیوم  (HPGe)هم محور از نوع  P مدل GCD30195 BSI ساخت شرکتBaltic Science Instrument با بازدهی نسبی 30 درصد و با استفاده از نرم افزار  Lsrmbsi انجام شد. قدرت تفکیک انرژی آشکارساز 95/1 کیلوالکترون ولت برای خط گامای Co60 با انرژی 520/1332 کیلوالکترون ولت است و در ولتاژ ِکاری 3000 ولت کار می­کند. از هر یک از نمونه­ها به مدت دقیقاً یک روز(86400 ثانیه) طیف گیری به­عمل آمد .کالیبراسیون انرژی و بازدهی سیستم با استفاده از چشمه استاندارد حاوی ویژه هسته­های پرتوزای  Am241 ، Eu152، Cs 137با فعالیت مشخص انجام شد. تجزیه و تحلیل طیف­های ثبت شده  با استفاده از نرم افزار Maestro II Gamma Vision32  محصول شرکت EG&G Ortec  انجام گردید. به منظور کاهش اثرات تابش زمینه، آشکارساز در مرکز یک حفاظ سربی  به ضخامت 10 سانتی­متر با یک لایه درونی مسی به ضخامت 2 میلی­متر قرار داده شد که پرتوهای نرم کیهانی شامل فوتون های کم انرژی و الکترون ها به وسیله حفاظ سربی به سطح بسیار پایینی کاهش می یابند  و لایه مسی فوتون های اشعه ایکس  9/73 کیلو الکترون ولت مربوط به سرب­ را جذب می­کند (3).

 تصحیح تابش زمینه با استفاده از طیف ثبت شده برای ظرف ِخالی در تحت شرایط یکسان انجام گردید. بر مبنای طیف­های ثبت شده ویژه، فعالیت هسته­های 226Ra،  40Kو 232Th  در نمونه­ها تعیین گردید. بازدهی مطلق آشکارساز با استفاده از رابطه(1) محاسبه شد (4).

      (1)                                                                                                                                     

در این رابطه Ni شمارش خالص زیر قله فوتوپیک متناظر با انرژیEi، Act فعالیت نمونه بر حسب Bq، Pn(Ei) احتمال انتشار فوتون گاما با انرژی Ei به ازای هر واپاشی و t زمان طیف­گیری از نمونه بر حسب ثانیه است.

3- اندازه­گیری ویژه فعالیتِ هسته­های پرتوزا در نمونه­های مورد­ مطالعه

برای محاسبه ویژه فعالیت هسته­های پرتوزا از رابطه(2) استفاده شد.

(2)

که در این رابطه Act ویژه فعالیت نمونه پرتوزا بر حسب Bq/kg، Net Area سطح زیر پیک متناظر با انرژی خاص، ε بازدهی آشکارساز درآن انرژی بر حسب درصد،(B.R ) نسبت انشعابی یا احتمال گسیل اشعه گاما با انرژیEi به ازای هر واپاشی، t زمان طیف گیری از نمونه بر حسب ثانیه و m جرم نمونه بر حسب کیلوگرم است(5). برای تعیین ویژه فعالیت 226Ra در نمونه­ها، از پرتو گامای 214Pb با انرژی keV93/351 و پرتو گامای 214Bi با انرژی keV31/609 استفاده شده است. برای تعیین ویژه فعالیت 232Th از دو خط گامای 228Ac، یکی با انرژی keV21/911 و احتمال واپاشی 6/26% و دیگری با انرژی keV97/968 و احتمال واپاشی 4/17% استفاده شده است. ویژه فعالیت 40K از خط گامای این هسته با انرژی keV70/1460 تعیین گردید. در نهایت برای تعیین ویژه فعالیت 137Cs در نمونه­ها، از خط گامای این هسته با انرژی  keV66/661 استفاده شد. مقادیر محاسبه شده ویژه فعالیت هسته های پرتوزای موجود  در نمونه ها در جدول (2) درج گردیده است. در مواردی­که مقدار فعالیت ویژه نمونه مورد نظرکمتر از حداقل قابلیت تشخیص دستگاه بوده، در آن­صورت از علامت > استفاده گردیده و مقدار حداقل قابلیت تشخیص دستگاه ذکر شده است.  هم­چنین طیف گامای ثبت شده مربوط به نمونه پوکه معدنی قروه  کردستان با کدPMQ به عنوان نمونه در شکل (1) مشاهده می­گردد.


جدول1- نوع، جرم  و کد نمونه ها

Table 1– Kind, mass and code of samples

جرم نمونه

نوع نمونه

کد نمونه

950 گرم

آجر فراهان

AF

 800گرم

آجرسفالی دولت آباد اصفهان

ASDE

330 گرم

بلوک سبک اتوکلاو شده

BAAC

950 گرم

بتن

BS

950 گرم

بلوک سیمانی سنگین

BSS1

950 گرم

بلوک سیمانی سبک

BSS2

800 گرم

گچ امید سمنان

GOS

800 گرم

گچ شمیران سمنان

GSHS

900 گرم

گچ صدف سمنان

GSS

950 گرم

گچ صدف سلفچگان

GSS1

950 گرم

گچ گیپتون ساوه

GGS

950 گرم

خاک روستای گاوخانه اراک

KHG

950 گرم

پوکه معدنی بستان آباد تبریز

PMB

950 گرم

پوکه معدنی قروه

PMQ

950 گرم

سیمان نیزار قم

SNQ

950 گرم

سیمان سپاهان اصفهان

SSE

950 گرم

سیمان سفید  مشهد

SSM

950 گرم

سیمان سفید ساوه

SSS

 

 


شکل1- بیناب گامای حاصل از نمونه PMQ به مدت 86400 ثانیه

Figure 1 - Gamma ray spectrum of PMQ sample for 86400 s

 

 

جدول2- مقادیر ویژه فعالیت هسته­های  پرتوزای مصالح ساختمانی بر حسب Bq/kg

Table 2 – Specific activities of radionuclides of building material in Bq/kg

40K

232Th

226Ra

 کد نمونه

28/207±33/6

34/61±42/1

13/47±99/0

AF

45/189±60/7

09/65±69/1

73/76±28/1

ASDE

45/271±279

47/27±85/1

35/41±81/1

BAAC

61/494±32/4

94/38±17/1

00/48±09/1

BS

98/306±48/4

84/22±91/0

31/32±82/0

BSS1

97/729±59/6

55/48±77/1

31/48±02/1

BSS2

< 48/5

06/2±22/0

02/3±15/0

GGS

< 97/2

< 11/1

< 34/9

GOS

< 12/2

< 27/1

< 91/0

GSHS

< 43/2

< 86/0

< 32/0

GSS


< 59/2

< 88/0

< 20/5

GSS1

60/1021±29/7

98/66±20/1

62/53±09/1

KHG

18/759±50/6

82/48±73/1

21/47±13/1

PMB

80/1447±93/7

95/175±01/2

80/116±75/1

PMQ

82/402±90/4

64/34±28/1

19/80±26/1

SNQ

75/63±21/4

43/108±71/1

50/143±44/1

SSE

86/10±89/1

65/19±76/0

09/17±65/0

SSM

44/13±61/2

< 43/3

35/75±01/1

SSS

 

 

3 - شاخص های خطرپذیری

( Raeq)3-1  فعالیت معادل رادیوم 

ویژه فعالیتِ هسته­های پرتوزای موجود در مواد ساختمانی یکنواخت نیست و 226Ra و هسته های دختر مربوط به آن تقریباً 5/98 درصد از اثرات رادیولوژیکی مربوط به سری های  238U را به خود اختصاص می دهند. از این حیث شاخصی به نام معادل رادیوم با لحاظ کردن فعالیت رادیوم، توریوم و پتاسیم تعریف شده است که طبق رابطه (3) محاسبه می­گردد. ضرایب مورد استفاده در رابطه (3) بر مبنای تحقیقات جامع و گسترده کمیته علمی حفاظت در برابر اشعه وابسته به سازمان ملل متحد تعیین شده است (6).

Raeq = ARa + 1.43ATh + 0.077AK    (3)                

در این رابطه، ARa، ATh و AK به ترتیب فعالیت ویژه 226Ra، 232Th و 40K بر حسب Bq/kg هستند. اکتیویته معادل رادیوم (Raeq) برای تمام مصالح ساختمانی باید کمتر ازBq/kg370 باشند.

3-2 شاخص خطرپذیری خارجی(Hex ) و داخلی (Hin )

انسان همواره در معرض پرتوگیری ناشی از رادیونوکلییدهای پرتوزای موجود در مصالح ساختمانی قرار می­گیرد و برای تعیین میزان خطرات ناشی از پرتوگیری در داخل و بیرون از محیط مسکونی از شاخصی به نام شاخص خطرپذیری خارجی و داخلی استفاده می­شود که رابطه آن به صورت زیر است(6).

(4)

Hex = ARa/370 + ATh/259 + AK/4810 < 1

(5)

Hin = ARa/185 + ATh/ 259 + AK/ 4810 <1

که در این رابطه ARa، ATh و AK به ترتیب فعالیت ویژه 226Ra، 232Th و 40K بر حسب Bq/kg هستند. به منظور ناچیز ماندن مخاطرات ناشی از پرتوزایی طبیعی این شاخص­ها همواره باید کوچک­تر از یک باشند (6).

4- آهنگ دوز جذبی (D)

آهنگ دوز جذبی ناشی از ویژه هسته‌های پرتوزای موجود در مواد ساختمانی در ارتفاع یک متر بالاتر از سطح زمین، به وسیله رابطه زیر محاسبه شد(7).        

D(nGy/h) = 0.462ARa + 0.604ATh + 0.0417AK                                                                                                           (6)

در این رابطه، ARa، ATh و AK به ترتیب فعالیت ویژه 226Ra، 232Th و 40K بر حسب Bq/kg هستند. مقدار میانگین جهانی آهنگ دوز جذبی ناشی از ویژه هسته­های پرتوزای طبیعی موجود در زمین برابر   nGy/h55 می باشد(7).

4-1 آهنگ دوز موثر سالیانه داخلی و خارجی در ارتفاع 1 متری از سطح زمین

با محاسبه مقادیر مربوط به آهنگ دوز جذبی مصالح ساختمانی، آهنگ دوز موثر سالیانه داخل منازل مسکونی ناشی از تابش رادیواکتیو مصالح ساختمانی در ارتفاع 1 متری از سطح زمین محاسبه شد که رابطه آن به صورت زیر است(8).

AED[5] indoor (mSv/y) = Dose rate (nGy/h) 8766(h/y)0.80.7(Sv/Gy)10-6 (7)               

در این رابطه 8766 ساعت مدت زمان قرارگیری در معرض پرتو در طول یک سال، 8/0 عامل قرارگیری در معرض پرتودهی در فضای داخل ساختمان و7/0 عامل تبدیل دوز جذبی به دوز موثر است. واحد آهنگ دوز موثر سالیانه میلی سیورت بر سال است. بر طبق آیین نامه توصیه شده اتحادیه اروپا آیین نامه شماره۱۱۲ حفاظت از تشعشعات طبیعی مصالح ساختمانی باید طوری انتخاب شوند که در زمان یک سال آهنگ دوز موثر سالیانه در فضای داخل ساختمان­ها کوچک­تر از یک  mSv/yباشد تا خطرات ناشی از تابش هسته ای مصالح ساختمانی ناچیز بمانند. در صورتی­که برای نوعی از مصالح ساختمانی از یک mSv/y  تجاوز کند آن نوع مصالح باید در قسمت های خارجی ساختمان و تحت مقررات ویژه مورد استفاده قرار گیرد(1). هم­چنین آهنگ دوز موثر سالیانه در فضای خارجی در ارتفاع 1 متری سطح زمین نیز به وسیله رابطه زیر محاسبه شد(8).

(8)        AEDoutdoor (mSv/y) =Dose rate(nGy/h) 8766(h/y)0.20.7(Sv/Gy)10-6

که در این رابطه0.2 عامل قرارگیری در معرض پرتو در فضای خارج از ساختمان می­باشد. مقادیر Raeq، Hin، Hex،AEDoutdoor،  AEDindoorو آهنگ دوز جذبی(D) برای نمونه­های مورد مطالعه در جدول (3) ارایه شده است  .

 

جدول 3- فعالیت معادل رادیوم، شاخص خطر پذیری داخلی و خارجی، آهنگ دوز جذبی پرتو گاماو آهنگ دوز موثر سالیانه  در فضای داخلی و  خارجی

Table 3– Radium equivalent, Internal and external hazard indices, absorbed gamma ray dose rate and annual effective dose rate indoor and outdoor

AED indoor(mSv/y)

AED outdoor(mSv/y)

D(nGy/h)

Hex

Hin

Raeq(Bq/kg)

کد نمونه

33/0

0.08

01/1 ± 47/67

01/0 ± 41/0

00/0 ± 53/0

31/2± 81/150

AF

41/0

0.10

22/1 ± 66/82

01/0 ± 50/0

01/0 ± 71/0

80/2± 40/184

ASDE

23/0

0.06

45/1 ± 02/47

01/0 ± 27/0

01/0 ± 39/0

28/3 ± 54/101

BAAC

33/0

0.08

89/0 ± 32/66

01/0 ± 38/0

01/0 ± 51/0

03/2 ± 77/141

BS

20/0

0.05

69/0 ± 52/41

00/ 0 ±24/0

01/0 ± 33/0

58/1 ± 61/88

BSS1

40/0

0.10

20/1 ± 08/82

01/0 ± 47/0

00/0 ± 60/0

77/2 ± 94/173

BSS2

014/0>

0035/0>

87/2>

02/0>

03/0>

39/6>

GGS

03/0>

01/0>

11/5>

03/0>

06/0>

16/11>

GOS

01/0>

015/0>

27/1>

01/0>

01/0>

89/2>

GSHS

0037/0>

009/0>

27/0>

004/0>

01/0>

73/1>

GSS

01/0>

0037/0>

04/3>

02/0>

 03/0>

66/6>

GSS1

53/0

0.13

94/0 ± 83/107

01/0 ± 62/0

01/0 ± 76/0

13/2 ± 07/228

KHG

41/0

0.10

20/1 ± 96/82

01/0 ± 47/0

01/0± 60/0

77/2 ± 48/175

PMB

08/1

0.27

50/1 ± 61/220

01/0± 30/1

01/0 ± 61/1

42/3 ± 88/479

PMQ

37/0

0.09

99/0 ± 77/74

01/0 ± 43/0

01/0 ± 65/0

25/2 ± 74/160

SNQ

66/0

0.16

24/1 ± 45/134

01/ 0 ± 82/0

01/0 ± 21/1

86/2 ± 46/303

SSE

10/0

0.02

47/0  ± 21/20

00/0 ± 12/0

00/0 ± 17/0

28/1 ± 02/46

SSM

18/0

0.05

48/0 ± 45/37

00/0 ± 22/0

01/0 ± 42/0

03/1 ± 29/81

SSS

 

مقایسه نتایج این تحقیق با مقادیر اندازه­گیری شده در بعضی از کشورهای جهان برای نمونه­های مصالح ساختمانی در جدول (4) آورده شده است.

 

 

جدول 4- مقایسه فعالیت ویژه هسته­های پرتوزای مصالح ساختمانی مصرفی شهرستان اراک با بعضی از کشورها

Table 4 – Comparison of radionuclide concentration of building material of Arak with some countries

نام کشور/منابع

نوع مصالح ساختمانی

فعالیت ویژه  بر حسب  (Bq/kg)

 

 

40K

232Th

226Ra

ایران(در این تحقیق)

سیمان پرتلند( نیزار قم)

82/402 ± 90/4

64/34 ± 28/1

19/80 ± 26/1

ایران(در این تحقیق)

سیمان پرتلند(سپاهان اصفهان)

75/63 ± 21/4

43/108 ± 71/1

50/143 ± 44/1

بنگلادش(9)

سیمان پرتلند

4/22 ± 329

4/7 ± 4/59

7/9 ± 3/62

پاکستان(10)

سیمان پرتلند

9/272

6/28

1/26

هند(11)

سیمان پرتلند

439

24

37

ایران(در این تحقیق)

گچ گیپتون

48/5>

06/2 ± 22/0

02/3 ± 15/0

فنلاند(12)

گچ

< MDA[6]

2

7

برزیل(12)

گچ

1/18

< MDA

3/6

کویت(13)

گچ

4/17

1/0±  55/0

4/0 ± 81/2

ایران(در این تحقیق)

آجر معمولی

28/207 ± 33/6

34/61 ±42/1

13/47 ± 99/0

الجزایر(14)

آجر معمولی

675

51

65

یونان(15)

آجر معمولی

710

45

35

پاکستان(16)

آجر معمولی

431

35

23

ایران(در این تحقیق)

آجر سفالی

45/189 ± 60/7

09/65 ± 69/1

73/76 ± 28/1

بریتانیا(17)

آجر سفالی

620

48

65

مصر(17)

آجر سفالی

1/13 ± 284

8/0 ± 7/27

0/1 ± 4/33

فنلاند(12)

آجر سفالی

962

62

78

ایران(در این تحقیق)

خاک

60/1021 ± 29/7

98/66 ± 20/1

62/53 ± 09/1

پاکستان(18)

خاک

2/662

3/62

6/50

یونان(19)

خاک

1570 - 12

190- 1

240- 1

لوکزامبورگ(19)

خاک

1800 - 80

70 - 7

52 - 6

 

 

بحث و نتیجه گیری

 

ویژه فعالیتِ هسته­های پرتوزای 226Ra  ، 232Th و  40K بر حسب Bq/kg در نمونه­های سیمان به ترتیب  از65/0 ± 09/17 تا 44/1 ± 50/143، از  43/3> تا    71/1±43/108،  68/2±44/13 تا  90/4±82/402 تغییر می­کند. ویژه فعالیت همین ویژه هسته­ها در نمونه­های گچ به استثنای گچ گیپتون کمتر از ­ MDAمی­باشد. در نمونه گچ گیپتون  به ترتیب مقادیر 15/0 ± 02/3، 22/0± 06/2و 48/5>  به­دست آمد. در نمونه های بلوک مقادیر226Ra  ، 232Th و  40K به ترتیب از 82/0± 31/ 32  تا 02/1 ± 31/48، از91/0 ± 84/22  تا 77/1 ± 55/48 و از27/9 ± 45/271 تا      59/6± 97/729 متغیر است. مقادیر این ویژه هسته در نمونه های آجر و خاک به ترتیب از 99/0 ±13/47 تا 28/1 ±73/76،  42/1±34/61 تا  20/1±98 /66 و 60/7 ±45/189 تا 92/7± 60/1021 تعیین گردید. مقادیر همین ویژه هسته­ها در پوکه­های معدنی13/1 ±21/47 تا 75/1± 80/116،  از73/1 ±82/48 تا 01/2± 95/ 175و  50/6±18/ 759 تا 93/7± 80/1447تغییر می­یابد. با توجه به مقادیر به­دست آمده، کمترین مقدار فعالیت معادل رادیوم برای نمونه گچ باکد GSS  برابر 73/1>  و بیشترین مقدار  برای نمونه پوکه معدنی قروه با کد PMQ برابر 42/3± 88/479 محاسبه گردید. حداکثر مقدار مجاز فعالیت هم ارز رادیوم Bq/kg (Raeq)370 می­باشد که تنها نمونه  PMQ  از آن تجاوز می­کند. هم­چنین مقدار ویژه فعالیت  226Ra ،232Th و40 K در نمونه خاک بیشتر از میانگین جهانی می­باشد که به ترتیب برابر با 35، 30 و 400 گزارش شده است(8). مقدار پتاسیم موجود در نمونه خاک مورد مطالعه بیش از دو برابرسطح متوسط جهانی است، یعنی این خاک علاوه بر استفاده جهت ساخت و ساز ساختمان می­تواند به عنوان خاک کشاورزی نیز مورد استفاده قرارگیرد. شاخص های خطرپذیری داخلی و خارجی محاسبه شده به ترتیب در محدوده بین01/0 تا 61/1  و 004/0 تا 30/1 به­دست آمد که تنها برای  دو نمونه PMQ و SSE  از عدد یک تجاوز می کند. آهنگ دوز موثر سالیانه در داخل ساختمان­ها بر حسب  mSv/yبرای نمونه­ها دامنه­ای بین 003/0تا 08/1 دارد که بیشترین آهنگ دوز موثر سالیانه در فضای داخلی ساختمان­ها مربوط به نمونه PMQ است. بنابراین دو نمونه PMQ و SSE از بالاترین سطح  پرتوزایی طبیعی برخوردار هستند. هم­چنین پرتوزایی طبیعی گچ خیلی کمتر از خاک است، در صورتی که اگر از گچ با درصد کمتر خاک جهت ساخت دیوارهای منازل مسکونی استفاده شود  پرتوزایی طبیعی بسیار پایین خواهدآمد. استفاده از نمونه های پوکه معدنی قروه و سیمان سپاهان اصفهان از نظر پرتوزایی طبیعی ایمن نخواهند بود و باید مراقبت های زیست محیطی هنگام استفاده از این مصالح ساختمانی در داخل ساختمان­ها صورت گیرد. لذا استفاده از آن­ها در ساخت ساختمان­ها به خصوص در قسمت­های داخلی توصیه نمی­شود و لازم است این دو نوع مصالح ساختمانی در قسمت های بیرونی ساختمان­ها  و تحت مقررات ویژه مورد استفاده قرار گیرند. دراین تحقیق در هیچ­کدام از نمونه­ها مقدار 137Cs از مقدار حداقل قابل تشخیص دستگاه تجاوز نکرد. این به آن دلیل است که مصالح ساختمانی در دمای بالا تهیه می­شوند و سزیوم در دمای بیش از 300 درجه سانتی­گراد تبخیر می­گردد. درنمونه خاک هم به­دلیل این­که از خاک­های رسی عمقی برای ساختمان استفاده می­شود سزیوم قادر به نفوذ به لایه درونی نمی­باشد.

تشکر و قدردانی

این تحقیق توسط معاونت پژوهشی دانشگاه اراک تأمین مالی گردیده است. بنابراین نویسندگان بر خود لازم می­دانند از معاونت مذکور و نیز کارکنان آزمایشگاه مکانیک سنگ دانشگاه صنعتی اراک کمال سپاس­گزاری را داشته باشند.

منابع

1-      European Commission (EC). 1999. Radiological protection principles concerning the natural radioactivity of building materials. Radiation Protection 112 (Brussels: EC).

2-      UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) , 1993." Sources and effects of ionizing radiation". United Nations, New York

3-      ANSN42.14, 1999. "American National Standard for Calibration and use of Germanium Spectrometers for the Measurement of Gamma Ray Emission Rates of Radionuclides", USA.

4-      Kertz, R., 1983. "Distribution of natural and anthropogenic radionuclides in Soil and Beach Sand Samples of Kalpakam(India) using hyper pure germanium(HPGe) gamma ray spectrometry Symbol for rock-forming minerals" , Appl, Radiat, Isot, 57, 109-119, Am. Miner, 65 277-279.

5-      Turhan S., Baykan UN., Sen K, 2008. "Measurement of the Natural Radioactivity in Building materials used in Ankara and assessment of external doses", J. of Rad. Prot. 28;1: 83-91

6-      Beretka J., Mathew PJ, 1985. "Natural radioactivity of Australian building materials, industrial wastes and by-products", Health Phys.48:87–95.

7-      UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation), 2008. "Exposure from natural sources of radiation", United Nations, New York.

8-      UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation), 2000. "Effects and Risks of Ionizing Radiation & Exposure from natural sources of radiation", United Nations, New York.

9-      Mantazul IC., Alam MN and Ahmed AK, 1998." Concentration of radionuclieds in building and ceramic materials of Bangladish and evaluation of radiation hazard, J. Radioanal. Nucl. Chem. 231: 117–122.

10-  Khan K., Khan HM., 2001." Natural gamma-emitting radionuclides in Pakistani Portland cement". Appl Radiat. Isot 54:861–865

11-  Kumar V., Ramachandran TV., Prasad R, 1999." Natural radioactivity of Indian building materials and by-products". Appl Radiat Isot 51:93–96

12-  NEA-OECD, Nuclear Energy Agency. Exposure to radiation from natural radioactivity in Building materials, Report by NEA Group of Experts, OECD, Paris 1979.

13-  Kumer V., Ram Achandran T.V., Prasad R, 1999." Natural radioactivity of Indian building materials and by products". Appl. Radiat. Isot. 51, 93–96.

14-  Amrani D., Tahtat M, 2001." Natural radioactivity in Algerian building materials". Appl Radiat Isot 54:687–689

15-  Papaefthymiou H., Gouseti O ., 2008." Natural radioactivity and associated radiation hazards in building materials used in Peloponnese", Greece. Radiat Meas 43;8:1453–1457

16-  Faheem M., Mujahid SA., Matiullah M. ,2008." Assessment of radiological hazards due to the natural radioactivity in soil and building material samples collected from six districts of the Punjab province". Pakistan. Radiat Meas, 43;8:1443–1447

17-  Viruthagiri G and Ponnarasi K, 2011."Measurement of natural radioactivity in brick samples". Advances in Applied Science Research, 2(2):103-108.

18-  Basim A., Al-Mayahi., Dhia A., Muthana H., Raad J, 2009. "Radioactivity level measurement of some cement samples", Journal of Kerbala University , Vol. 7; 2:

19-  Singha S., Rania A., Mahajanb RK, 2005. " 226Ra, 232Th and 40K analysis in soil samples from some areas of Punjab and Himachal Pradesh, India using gamma ray spectrometry", Radiation Measurements 39: 431 – 439.


1-  دانشیار، گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه اراک، اراک، ایران.

2*- (مسوول مکاتبات): دانش آموخته کارشناسی ارشد فیزیک هسته­ای، دانشگاه اراک، اراک، ایران.

1- Associate Professor , Department of Physics, Faculty of Science, Arak University,Arak, Iran

2- MSc of Nuclear Physics, Arak University, Arak, Iran.* (Corresponding Author)

[5] - Annual effective dose

[6] - Minimum detectable activity

مراجع

1-      European Commission (EC). 1999. Radiological protection principles concerning the natural radioactivity of building materials. Radiation Protection 112 (Brussels: EC).
2-      UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) , 1993." Sources and effects of ionizing radiation". United Nations, New York
3-      ANSN42.14, 1999. "American National Standard for Calibration and use of Germanium Spectrometers for the Measurement of Gamma Ray Emission Rates of Radionuclides", USA.
4-      Kertz, R., 1983. "Distribution of natural and anthropogenic radionuclides in Soil and Beach Sand Samples of Kalpakam(India) using hyper pure germanium(HPGe) gamma ray spectrometry Symbol for rock-forming minerals" , Appl, Radiat, Isot, 57, 109-119, Am. Miner, 65 277-279.
5-      Turhan S., Baykan UN., Sen K, 2008. "Measurement of the Natural Radioactivity in Building materials used in Ankara and assessment of external doses", J. of Rad. Prot. 28;1: 83-91
6-      Beretka J., Mathew PJ, 1985. "Natural radioactivity of Australian building materials, industrial wastes and by-products", Health Phys.48:87–95.
7-      UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation), 2008. "Exposure from natural sources of radiation", United Nations, New York.
8-      UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation), 2000. "Effects and Risks of Ionizing Radiation & Exposure from natural sources of radiation", United Nations, New York.
9-      Mantazul IC., Alam MN and Ahmed AK, 1998." Concentration of radionuclieds in building and ceramic materials of Bangladish and evaluation of radiation hazard, J. Radioanal. Nucl. Chem. 231: 117–122.
10-  Khan K., Khan HM., 2001." Natural gamma-emitting radionuclides in Pakistani Portland cement". Appl Radiat. Isot 54:861–865
11-  Kumar V., Ramachandran TV., Prasad R, 1999." Natural radioactivity of Indian building materials and by-products". Appl Radiat Isot 51:93–96
12-  NEA-OECD, Nuclear Energy Agency. Exposure to radiation from natural radioactivity in Building materials, Report by NEA Group of Experts, OECD, Paris 1979.
13-  Kumer V., Ram Achandran T.V., Prasad R, 1999." Natural radioactivity of Indian building materials and by products". Appl. Radiat. Isot. 51, 93–96.
14-  Amrani D., Tahtat M, 2001." Natural radioactivity in Algerian building materials". Appl Radiat Isot 54:687–689
15-  Papaefthymiou H., Gouseti O ., 2008." Natural radioactivity and associated radiation hazards in building materials used in Peloponnese", Greece. Radiat Meas 43;8:1453–1457
16-  Faheem M., Mujahid SA., Matiullah M. ,2008." Assessment of radiological hazards due to the natural radioactivity in soil and building material samples collected from six districts of the Punjab province". Pakistan. Radiat Meas, 43;8:1443–1447
17-  Viruthagiri G and Ponnarasi K, 2011."Measurement of natural radioactivity in brick samples". Advances in Applied Science Research, 2(2):103-108.
18-  Basim A., Al-Mayahi., Dhia A., Muthana H., Raad J, 2009. "Radioactivity level measurement of some cement samples", Journal of Kerbala University , Vol. 7; 2:
19-  Singha S., Rania A., Mahajanb RK, 2005. " 226Ra, 232Th and 40K analysis in soil samples from some areas of Punjab and Himachal Pradesh, India using gamma ray spectrometry", Radiation Measurements 39: 431 – 439.

فایل ها

اشتراک گذاری

ارجاع به این مقاله

آمار