불확실한 내부피폭방사선량 평가인자로부터 예탁유효선량 평가 최적화 연구

Abstract

섭취된 방사성핵종으로 인한 예탁유효선량(E_(50))의 평가치는 측정대상(전신, 소변 등)과 섭취경로(호흡, 취식 등), 흡수형태(Type F, M, S), 소화흡수율(f1), 방사능 입자크기(AMAD) 및 섭취 후 경과시간과 같은 내부피폭방사선량 평가인자에 강하게 종속된다. 실제의 많은 경우에 선량평가인자들 중 일부는 불확실하여, 이들 평가인자를 잘못 적용하는 경우 평가된 예탁유효선량에 심각한 오차가 발생하게 된다. 본 논문에서는 핵종 및 측정대상별로 선량평가인자를 잘못 적용하여 평가할 경우에 발생할 수 있는 예탁유효선량의 잠재오차를 원자력시설이나 병원 핵의학과 등에서 내부피폭 잠재성이 큰 핵종인 ^(57)Co, ^(58)Co, ^(60)Co, ^(134)Cs, ^(137)Cs, ^(131)I, ^(89)Sr, ^(90)Sr, ^(32)P 및 ^(235)U를 대상으로 계산하였다. 고려한 선량평가인자와 그 범위로서 측정대상은 폐, 전신, 갑상선, 소변 및 대변을, 흡수형태는 Type F, M, S를, 방사능 입자크기는 0.1, 1, 5, 10 AMAD를, 섭취 후 경과시간은 1 ~ 365일을 고려하였다. 평가에 사용된 선량평가 모델은 국제방사선방호위원회가(ICRP) 수립한 호흡기모델 (즉, ICRP-66), ICRP-30 소화기모델 및 ICRP의 최신 생물역동학적 모델 및 대사모델이다. 불확실한 선량평가인자로 인한 예탁유효선량의 잠재오차는 평가인자를 바르게 적용하여 얻는 예탁유효선량에 대해 평가인자를 잘못 적용하여 얻는 예탁유효선량의 상대 비로 나타내었는데, 전체 핵종 및 측정대상을 모두 고려할 때 그 상대 비의 범위가 섭취경로에 따라서는 0.01 ~ 56,300, 흡수형태에 따라 0.00005 ~ 19,800, AMAD에 따라 0.02 ~ 2.45, 섭취시점에 따라 0.33 ~ 10,200로 나타났다. 이렇게 넓은 범위는 선량에 적용되는 제한을 고려할 때 불합리한 수준이다. 분석대상이 소변이나 대변이고 흡수형태가 S, AMAD가 0.1 일 때 오차가 큰 값으로 나타났다. 섭취경로 착오와 흡수형태 오류에서 특히 오차범위가 큰 것은 ^(235)U, ^(89)Sr 및 ^(90)Sr의 소변 또는 대변 바이오어세이의 경우에 기인하는 것이다. 기타 핵종의 경우에 잠재오차의 범위는 섭취경로에 따라 0.03 ~ 619, 흡수형태에 따라 0.01 ~ 57.9로 상대적으로 작았다. 이 결과를 분석하여, 불확도를 줄여 최적의 E50을 얻는데 유리한 바이오어세이 방법과 섭취 후 경과시간을 선택하는 체계적 접근법을 개발하였다. 이 방법은 개별 선량평가인자뿐만 아니라 복수 선량평가인자를 모르는 경우에도 적용할 수 있으며 잠재오차가 최소화된 예탁유효선량을 제공한다. 또한 이 방법에는 선량평가인자가 불확실한 경우 핵종 섭취 후 여러 경과 시점에서의 바이오어세이 측정자료 또는 동일한 섭취에 대한 다른 종류의 바이오어세이 측정자료들로부터 수치해석적으로 최적화된 예탁유효선량을 평가할 수 있는 방법도 포함된다. 이 분석을 편리하게 수행하여 일부 선량평가인자가 미지인 경우에 바이오어세이 결과를 해석하여 섭취량을 평가하는데 사용할 수 있는 전산코드 GuessIntake를 개발하였다. 코드는 자체 모의측정 자료와 IAEA가 수행한 국제상호비교 문제를 통하여 검증되었다. 요약하면 본 연구는 방사성핵종이 섭취된 경우 불확실한 선량평가인자로 인한 예탁유효선량 잠재오차의 크기를 정량적으로 보여 주었고, 선량평가인자들이 불확실한 조건에서 예탁유효선량의 잠재오차를 최소화하여 예탁유효선량의 최선 평가치를 얻는 체계적 접근법을 제안하였다.; Estimates of the committed effective dose (E50) from an intake of a radionuclide strongly depends on several dosimetric parameters such as the intake pathway(inhalation, ingestion), activity median aerodynamic diameter(AMAD) and the absorption type(Type F, M, S) of inhaled particles, the fractional uptake of an element from the gastrointestinal(GI) tract(f1 value), and the time after an intake. A misuse of the dosimetric parameters can result in a significant error in the evaluated value of a committed effective dose. In this study, the uncertainties in E50 caused by a misjudgment of the dosimetric parameters were calculated for various radionuclides, including ^(57)Co, ^(58)Co, ^(60)Co, ^(131)I, ^(134)Cs, ^)(137)Cs, ^(89)Sr, ^(90)Sr, ^(32)P and ^(235)U, which have a high potential of internal exposure in the work environment of 142 either nuclear power plants or nuclear medicine departments in hospitals. The dosimetric parameters and their ranges considered are as follows: in vivo (whole body, lungs, thyroid) and in vitro (urine, feces) for bioassay methods; ingestion and inhalation for intake pathways; F, M and S for absorption types from lungs; f₁ value for fractional uptake of an element from GI tract; 0.1, 1, 5, 10 μm for AMAD sizes; 1-365 days for bioassay measurement times after an intake. Dosimetry models used in this study are the human respiratory tract model established by the International Commission on Radiological Protection(ICRP), i.e. ICRP-66, the gastrointestinal tract model of ICRP-30 and up-to-dated systemic and biokinetic models provided by the ICRP. The calculated ratios of E50 from misuse of the dosimetric parameter to the true E_(50) are in the range of 0.01-56,300 for the misused intake pathway, 0.00005-19,800 for the incorrect absorption type, 0.02-2.45 for the misused AMAD, and 0.33-10,200 for the incorrect intake time. These ranges are unacceptably wide when the limits imposed to effective dose is considered. Larger errors occur when the urine and feces bioassay, Type S and 0.1 μm AMAD are applied. The very wide ranges for the wrong intake pathway and for the wrong absorption type are attributed to uncertainties in results from urine and feces bioassay of ^(235)U, ^(89)Sr and ^(90)Sr. Corresponding uncertainties for the other nuclides remain in the ranges of 0.03-619 for intake pathways and of 0.01-58 for absorption types. In order to reduce the uncertainties and to get optimized values of E50, systematic strategies for selecting the better bioassay method and measurement times after an intake were developed from analysis of the above results. The strategies can apply for the case of plural unknown parameters as well as single unknown parameter and provide committed effective doses with the least potential errors. The strategies include a numerical analysis method for optimization in interpretation of results of successive bioassay measurements and of different bioassay methods employed for the same intake. To facilitate this analysis, a computer code GuessIntake was developed to be used in interpreting the bioassay measurement data in terms of intakes when certain dosimetric parameters are unknown. GuessIntake was validated with the simulated bioassay measurement data and the scenarios provided for the intercomparison exercise on an internal dose assessment conducted by the International Atomic Energy Agency. In conclusion, this study quantified the size of potential errors in the estimated committed effective doses caused by wrongfully applying uncertain dosimetric parameters in the interpretation of the results of different bioassay measurements and suggested a systematic approach minimizing the potential errors to get the best estimates of committed effective dose under conditions of uncertain dosimetric parameters.