最新放射線安全管理学特論

管理技術
秋吉 優史

宇宙からの放射線
太陽から帯電した粒子が大量に放出されています。
地球の磁場に捉えられた一部がオーロラとして観測されます。

大気で地球上の生物は守られている

CERN の LHC 加速器でも数 TeV(1012 eV)程度。
アラスカ、フェアバンクスで観察されたオーロラ

国際宇宙ステーション ISS の完成予想図

超新星爆発などで発生した非常にエネル
ギーの高い（～1020 eV ）銀河宇宙線も飛んできています。上空で大気とぶつかって核反応により放射性核種の生成が起きています 。
(一年間に C-14: 1015 Bq(1PBq), H-3（トリチウム）: 7×1016 Bq(70PBq) 程度が生成されています)おうし座のかに星雲。
超新星爆発の残骸。

大気で遮蔽されていない上空では放射線量が増加します。
欧米への飛行機での往復で100～200μSv程度被ばくします。
宇宙ステーション（ISS: 高度400km）では、1日当たり0.5～
1mSv程度にもなります。

大地からの放射線

花崗岩

ウランは地殻中でありふれた元素

地中の岩石の中には少しずつウランが含まれていて、平均で1トンあたり2.4g、花崗岩には11gも含まれていて、140kBq に相当します。ウランの娘核種もまた放射線を出して別の放射性核種となる、壊変系列を形成しています。
地球の内部が暖かく、温泉が出るのも、地球の内部の放射性物質の崩壊によるエネルギーだと言われています。

トンネルの中は周囲を岩石に囲まれてるため地表よりも放射線量が高くなります。
（東名高速の日本坂トンネルで0.13μSv/h など地表の倍程度）

ラドン温泉

壊変系列の中に気体の放射性核種、ラドンが含まれていて、石の中から出てきて空気中を飛んでいます。これが肺の中でα線を放出して内部被曝を起こします。

ピ サ の斜塔

世界には日本よりはるかに自然放射線量が高い（年間10mSv以上）地域があります。
国内でも岩盤が多く露出している地域では比較的放射線量が高く、火山灰で覆われている地域などは低く、県単位の比較でも年間で300μSv程度異なります。

イタリア・ピサの大聖堂

食品からの放射線

福島事故以前から含まれる放射能天然のカリウム1gには30BqのK-40が入っています。カリウムは作物に、そして人間にとっても必須の元素の一つです。昆布や椎茸、キュウリなどに沢山含まれており、人間の体の中にも体重60kgで4000BqのK-40 が含まれていて一年間で170μSv 被曝しています。
カリ肥料

60kgの日本人の体の中にはおよそ 20BqのPo（ポロニウム）-210と言う放射性核種が含まれています。K-40 がβ線/γ線を放出するのに対して、このPo-210 はα線を放出するため、内部被曝量は年間で800μSvにもなります。

タバコ1本には 0.024Bq のPo-210が含まれており、一日一箱の喫煙で年に100μSv 被曝します。

医療での放射線胸のX線検診で 50μSv
胃のX線検診で 600μS、先進医療により
被曝線量は増える

CT スキャンでは 数mSv

被曝によるリスク ←→ ケガ・病気のリスク
どちらが大きいかをよく考える必要があります。
★100mSv でガンによる死亡率 0.5% 上乗せ

診察だけでなく、「治療」にも放射線が使われています
多方向からの照射や画像誘導でのピンポイントの照射
甲状腺ガン: 3.7～7.4GBqの大量のヨウ素-131を投与
・体の奥の手術が難しいガン:加速器からのイオンビームで特定の深さを集中攻撃
・広範囲に分散したガン:
ホウ素を取込ませた癌細胞に中性子をあてる熊取町ウェブサイトより

大地からの放射線

花崗岩

ウランは地殻中でありふれた元素

地中の岩石の中には少しずつウランが含まれていて、平均で1トンあたり2.4g、花崗岩には11gも含まれていて、140kBq に相当します。ウランの娘核種もまた放射線を出して別の放射性核種となる、壊変系列を形成しています。
地球の内部が暖かく、温泉が出るのも、地球の内部の放射性物質の崩壊によるエネルギーだと言われています。

トンネルの中は周囲を岩石に囲まれてるため地表よりも放射線量が高くなります。
（東名高速の日本坂トンネルで0.13μSv/h など地表の倍程度）

ラドン温泉

壊変系列の中に気体の放射性核種、ラドンが含まれていて、石の中から出てきて空気中を飛んでいます。これが肺の中でα線を放出して内部被曝を起こします。

ピ サ の斜塔

世界には日本よりはるかに自然放射線量が高い（年間10mSv以上）地域があります。
国内でも岩盤が多く露出している地域では比較的放射線量が高く、火山灰で覆われている地域などは低く、県単位の比較でも年間で300μSv程度異なります。

イタリア・ピサの大聖堂

天然の放射性核種
地球が誕生して約50億年、未だに天然の放射性核種が残る。
放射性核種の半減期則より10半減期の後では元の1024分の1、40半減期では1兆分の1 となるため、半減期の短い核種は既に消滅している。

壊変系列をつくる放射性核種
親となる核種の寿命が長く(U-238 45億年, Th-232 140億年)、
α崩壊に伴って質量数が親核種から4ずつ小さくなる。

系列を作らない核種
大気上層で宇宙線により 3H (1018Bq/y)、14C(1.3x1015Bq/y)が生成される。
3H は半減期12.3年、14Cは5730年と短い。
一方、地球誕生時から存在したものとして以下の核種などが知られている。
40K（半減期12.8億年，天然のK中の存在比 0.0117％）、
87Rb（480億年、27.8％）
147Sm（1060億年，15.1％）
148Sm（8000兆年，11.3％）
115In（510兆年，95.7％）
113Cd（9000兆年，12.2％）
187Re（400億年，62.6％）
144Nd（2100兆年、23.8％）
http://www.shse.u-hyogo.ac.jp/kumagai/eac/chem/radiochem.htm

放射壊変系列 1: ウラン系列 (4n+2)

親核種: U-238

食品からの放射線

福島事故以前から含まれる放射能天然のカリウム1gには30BqのK-40が入っています。カリウムは作物に、そして人間にとっても必須の元素の一つです。昆布や椎茸、キュウリなどに沢山含まれており、人間の体の中にも体重60kgで4000BqのK-40 が含まれていて一年間で170μSv 被曝しています。
カリ肥料

60kgの日本人の体の中にはおよそ 20BqのPo（ポロニウム）-210と言う放射性核種が含まれています。K-40 がβ線/γ線を放出するのに対して、このPo-210 はα線を放出するため、内部被曝量は年間で800μSvにもなります。
タバコ1本には 0.024Bq のPo-210が含まれており、一日一箱の喫煙で年に100μSv 被曝します。

1kg あたり Cs-137 を100Bq 含む白米を一食あたり1合毎日三食食べた場合でも、1年間での内部被ばく線量は、210μSv にすぎません（今後50年間の影響を全て積算した預託線量）。

食品中のセシウムの規制値: 一般食品 100Bq/kg、乳幼児用食品、牛乳 50Bq/kg, 飲料水 10Bq/kg (H24.4.1 より)

ラドンの影響は小さい

ポロニウムの影響が大きい

放射線防護の考え方
ICRP (International Comission on Radiation Protection)勧告

1990年勧告（ICRP Pubulication 60）→国内法への取り入れ: 2001年(H13)施行
・放射線の影響を確率的影響と確定的影響に大別・被ばくを増加させる「行為」と、減少させる「介入」に分類→ 「行為の正当化」、「防護の最適化」、「個人の線量限度」
を人の活動の基準とする

2007年勧告の法制化への準備中
・被ばく状況を計画被ばく、緊急時被ばく、現存被ばくに区分する。

ICRPの放射線防護体系
国際放射線防護委員会 ICRP の勧告
放射線防護の基準を決める三つの原則

正当化

Justification
リスクを上回る利益がなければならない

防護の最適化 Optimization
できるだけ被ばくを抑える（経済、社会的な要因の考慮）
ALARA(as low as reasonably achievable)の原則

線量限度

Dose Limit
線量限度を超えてはならない（緊急時と医療を除く）

被ばく管理に用いられる量（防護量）
等価線量 equivalent dose, Sv
放射線加重係数×吸収線量(Gy) (組織、臓器で平均）
放射線加重係数: （≠生物学的効果比 RBE、線質係数→空間のある一点）
X線、γ線、電子線→1
中性子 → 5～20（エネルギーにより異なる）
α線、重イオン → 20

実効線量

effective dose, Sv

Σ( 組織加重係数×等価線量) (Sv)
組織加重係数: 全身被ばくの場合を1とし、各組織単体での被ばくの影響を相対評価

この場合は実効線量を表わす

シーベルトにも色々あることに注意!

放射線加重係数の説明
実効線量(Sv) = 吸収線量(Gy) × 放射線加重係数 × 組織加重係数→ α線: 20, β、γ線: 1相互作用の違いを反映

体内の放射能 *体重60kgの日本人 年間に被ばくする実効線量

K-40: 4,000Bq

170μSv/年

β・γ線のみPo-210: 20Bq

800μSv/年

α線を放出

空気中のラドントロンもα線を放出 → 世界平均で 1.26mSv/年
日本は木造建築が多く比較的被ばく量は少ない → 0.48mSv/年*そもそもの吸収線量、組織加重係数なども異なる被ばく管理に用いられる量（実用量）
等価線量や実効線量は実際には直接測定することが出来ない
線量当量

dose equivalent (Sv)

整列拡張場の中に置いたICRU球の深さ 1cm, 70μm における微小体積に対する吸収線量が、全身の実効線量、皮膚の等価線量を代表すると見なす。
→ 1cm線量当量、70μm線量当量
線量当量(Sv) = 線質係数×吸収線量(Gy)
線質係数: 放射線の水中における衝突阻止能= 線エネルギー付与 LTE の関数

エネルギー吸収の違い
強透過性放射線

弱透過性放射線

Hp(0.07) ≦ 10 Hp(10)Hp(0.07) > 10 Hp(10)

整列拡張場

整列拡張場
高エネルギーガンマ線などの場合透過力が高く、ほぼ均
等にエネルギーを与える。
人体の場合、荷電粒子平衡を考慮して深さ1cmでの点での吸収線量（1cm線量当量）が全体を代表する。対象の厚さが大きいと、指数関数的に徐々に線量は下がっていく。

α線、β線などの場合透過力が低く、表面近傍にのみ局所的にエネルギーを与える。
人体の場合、深さ70μmでの点での吸収線量（70μm
線量当量）が皮膚の等価線量を代表する。

クルックス管からの20keVの低エネルギーエックス線の場合、
Hp(0.07) = 2 Hp(10) 程度であり、弱透過性と言うほどでは無いが、1cm の深さでの吸収線量は体全体を代表せず、減衰を考慮する必要がある。
整列拡張場でもない吸収線量をよく考えてみる
吸収線量（Gy）= 吸収された放射線のエネルギー量 (J) / 物質の質量(kg)分子

荷電粒子の場合はそのまま、光子の場合はエネルギーが光電子（荷電粒子）となりその運動エネルギーが吸収される。
高エネルギーでは再び輻射により系から出て行く寄与がある。
吸収する物質が空気なのか、水なのか、鉛なのかで異なり、また入射する光子のエネルギーによって異なる。

分母

高エネルギーの光子では物質に均等にエネルギーを与えるが、荷電粒子や低エネルギーの光子では不均一なエネルギー付与をする。
このとき、「対象物」をどの範囲で取るかによって吸収線量は異なる。等価線量を考える場合は、「臓器全体」で考える。

被ばく管理に用いられる量（外部被ばく）
実効線量率定数 Γ
γ線源
実効線量率定数 Γ（μSv・m2・MBq-1・h-1)

241Am

0.00576

effective dose rate constant,
μSv・m2・MBq-1・h-1
137Cs

0.0779

192Ir

0.117

226Ra

0.217

娘核種を含む

60Co

0.305

実効線量率定数がΓ である核種の放射能をQ (MBq)としたとき、・距離 r (m) における実効線量率 E （μSv/h） を以下の様に求められる。
・E = Γ × Q / r2
Γ は、線源が放出するγ線のエネルギー、本数、放出確率を加味している。
γ線のエネルギーと線束が求まれば実効線量率は一義的に求められる。
Bq とは、一秒間の壊変数であり放射線の放出回数ではないことに注意。

被ばく管理に用いられる量（内部被ばく）
預託線量 committed dose, Sv
体内に取込んだ放射性物質により内部被曝する場合、取込んでから50年間（子供に対しては70年間）先まで被ばくする線量を時間積分して、取込んだ時点にいっぺんに被ばくしたとして被ばく管理を行う。線量として等価線量を用いると預託等価線量、実効線量を用いると預託実効線量である。
ここで被ばくする線量は、物理的な壊変や生物学的な排泄などにより時間と共に減少していき、簡単に求めることが出来ない。放射する線質、壊変速度や化学的性質から、核種ごとに実効線量係数（Sv/Bq）が求められており、取込んだ放射能から預託実効線量を求めることが出来る。経口及び吸入摂取についてそれぞれ定められている。

被ばく管理に用いられる量（内部被ばく）
ベクレルからシーベルトへの変換
実効線量率定数 effective dose rate constant
・放出される放射線の種類と、エネルギー

外部
被ばく

・放出確率

実効線量係数 effective dose coefficient
上記二つに加えて、・物理的半減期・生物的半減期・特異臓器集積と組織加重係数

内部被ばく

内部被ばくはずっと体内で放射線を出すから危ないんじゃないの?

内部被ばくによる影響

・どんな放射線の種類か（α、β、γ）
・どのぐらいのエネルギーか・物理的な半減期・排出されやすさ（生物学的半減期）
・どんな臓器に蓄積されやすいか・蓄積される臓器の感受性

50年間にわたる影響を積算して、摂取した時点でいっぺんに被ばくした物として管理する（預託線量）

実際には、少しずつ長い期間に被ばくするのと、同じ量をいっぺんに被ばくするのとでは、損傷修復のメカニズムがあるた
め、ゆっくり被ばくした方が影響は小さい。

様々な放射性核種（Sr-90, Cs-137, Pu-239 など）に対して、1Bq 摂取すると何mSv内部被ばくするかという、実効線量係数が求められている。（Cs-137 では 1.3×10^-5 mSv/Bq）
精米された状態で1kg あたりCs-137 を100Bq 含む米を、一食あたり1合（精米で150g、炊きあがり
では330g）食べるものとし、一日三食、365日毎日食べたとして1年間でどの程度内部被ばくするでしょうか? → 答えは 0.21mSv

線量限度について
区分

実効線量限度（全身）

等価線量限度（組織・臓器）放射線業務従事者
一般 公 衆

平常時

100mSv/5年※1
50mSv/年※2
女子 5mSv/3月間※3
妊娠中の女子 1mSv
（出産までの間の内部被ばく）

100mSv/5年※1及び50mSv/年※2
皮膚 500mSv/年※2
妊娠中の女子 2mSv
（出産までの間の腹部表面）

緊急時※4①100mSv②250mSv

眼の水晶体 300mSv
皮膚 1Sv※5

平常時

1mSv/年※2眼の水晶体 15mSv/年※2
皮膚 50mSv/年※2眼の水晶体（注）上記表の数値は、外部被ばくと内部被ばくの合計線量（自然放射線による被ばくと医療行為による被ばくは含まない）※1 平成13年4月1日以後5年ごとに区分※2 4月1日を始期とする1年間※3 4月1日、7月1日、10月1日、1月1日を始期とする各3月間※4 ・原子力災害対策特別措置法の対象施設等における緊急作業への従事は、被ばくに関する情報提供を予め受けた上で、参加の意思を表明し、必要な訓練を受けた放射線業務従事者に限る
・被ばく線量限度は、①従来の実効線量100mSvに加え、②放射性物質の敷地外等への放出の蓋然性が高い場合の実効線量250mSv、の2段階※5 1Sv（ シーベルト）＝1,000 mSv（ ミリシーベルト）＝1,000,000 μSv（マイクロシーベルト）

6-4-4

出典：核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示より作成

原子力・エネルギー図面集

遮蔽α線
空気中のα 線の飛程 = 3.18E3/2 ( E(MeV) ) mm
→たかだか数cm程度、0.25mmのゴム手袋で止まる

β線
R=0.407E1.38 (0.15MeV < E <0.8MeV)
R=0.542E-0.133 (0.8MeV < E)
R は g/cm2 の単位で、遮蔽体の密度で割って飛程を求める・エネルギーが大きいβ線を、重元素で遮蔽する場合は、制動放射X線が出やすいので注意する（転換率はエネル
ギーと原子番号に比例）。

遮蔽
γ線、X線
細いビーム状に絞られて強度 I0 で 物質に入射する場合、

I = I0 exp( -μx)
μ: 物質の線減弱係数、x: 入射後の距離 で減衰していく。
ただし、入射光が細いビーム状でない場合、広がっていった入射光の散乱線が測定位置に戻ってくる、ビルドアップが考えられるため、ビルドアッ
プ係数 B >=1 を用いて I = I0 B exp( -μx) と表わされる。

μは物質、エネルギーによって異なる。物質を透過する間にコンプトン散乱によりエネルギースペクトルが変化して、実際には単純に指数関数的には減少しないため、数表などを用
いて計算を行う必要がある。

個人モニタリング
外部被ばく・蛍光ガラス線量計（ガラスバッジ）や半導体式線量計（ポケットメーター）、アラームメーターなどにより1cm線量
当量、70μm線量当量をモニタリングする・体幹部の測定は男子は胸部、女子は腹部・末端部の測定を行う必要がある場合は、体幹部に加えてリングバッジなどにより必要な部位の測定を行う

内部被ばく
・ホールボディカウンタによる体外からの測定
・バイオアッセイによる排泄物からの摂取量の評価
・空気中濃度からの摂取量の評価 → 計算による評価

放射線取扱施設の測定、記録
法二十条第一項，第三項に規定，則20条に具体的な測定場所

・放射線の量の測定
イ 使用施設ロ 廃棄物詰替施設*
ハ 貯蔵施設ニ 廃棄物貯蔵施設*
ホ 廃棄施設ヘ 管理区域の境界
ト 事業所等内において人が居住する区域
チ 事業所等の境界・放射性同位元素による汚染の状況の測定
イ 作業室
ロ 廃棄作業室*
ハ 汚染検査室
ニ 排気設備の排気口
ホ 排水設備の排水口
ヘ 排気監視設備のある場所
ト 排水監視設備のある場所
チ 管理区域の境界

・空気中放射性核種の濃度測定（→電離則）
・排気中、排水中放射性核種の濃度測定
2

場所に対する防護基準

1週 = 40h (8h × 5day)
3月 = 500h

常時人の立ち入る場所
実効線量率 1mSv/週
表面汚染密度
α核種 4Bq/cm2
それ以外 40Bq/cm2

管理区域の境界
実効線量率 1.3mSv/3月
表面汚染密度 α 0.4Bq/cm2, 非α 4Bq/cm2
事業所の境界 250μSv/3月

放射線取扱施設の例
2F

9m

1F

9m

北玄関

汚染
検査室

9m

(2)

実験
準備室

第3
実験室

共同利用
第1
実験室 研究室

第2
実験室

（屋 上）
工作室

物 理学
第１実験室

給
湯
室

UP

希釈槽

DN

空 気 調節 機 械 室

導 入槽
（
下部）

排水設備

核材料第１実験室

共同利用
会議室

ベランダ

物 理学
第２実験室

用務 員 室

化学
実験室

放射化学
第２実験室

燃料
準備室

保管室

電気室(1)

事 務室

多目的
便所

放射化学
第１実験室

計測室

電気室

保管
廃棄室

9m

熱流体工学
第１実験室

貯留槽1 貯留槽2

DN

熱 流体 工学解 析 室

排風機室

実 験用 品保管室

X線照射室（地下）

南管理区域
熱流体工学
第３実験室

ポンプ
室

DN

電子用
加速器

加速器室
除染第二実験室

核燃料管理区域

核燃料
貯蔵室

核燃料
第一実験室

DN

エリ ア
モニタ ー
室

核燃料
第四実験室

シャ
ワー
(2)

UP

南玄関

電 顕室

計測制御室

放射線管理室

電気室(3)

排風機室

シャワー
室(3 )

共同利用
実験室

DN

第２倉庫

準備室

核燃料
第三実験室

除 染第 一実験室

ガス
貯蔵室

機 械室

マイクロビーム実験室

重イオン照射室

核燃料
第二実験室

廃 棄物 置 場

加速器室

北管理区域

核燃料管理区域
排水
貯 留槽

南管理区域

保管室

第１倉庫

北管理区域

熱流体工学
第２実験室

B
C
P

消火
ポ ンプ 室核材料第２実験室

学生実験
準備室

WC

0

事業所境界

事業所境界

10m

空気中放射性核種の濃度測定
・内部被曝量の評価に必要→ 作業環境測定が電離則第五十五条に規定されており、実測による測定が不可欠である。
・粒子状RI, ガス状RI の測定に大別される・粒子状RI → ダストサンプラで捕集、測定・ガス状RI → 電離箱による連続測定、容器に捕集してのプラスチックシンチ
レーター、NaIシンチレーターによる測定

・ヨウ素、トリチウムを取り扱う場合は特に注意が必要
・ヨウ素 → 活性炭カートリッジにて捕集する・トリチウム → ガス捕集用電離箱での測定か、空気中の水分を凝集させて液体として測定する。

・空気中のラドン・トロン及びその娘核種の存在に注意する必要がある4排気中放射性核種の濃度測定
・則第十九条に廃棄の基準が定められており、排気中RI
濃度の監視が必要
・連続的な測定では検出限界値が濃度限度に達していな
いため、実測値だけでは法定の記録になり得ない。
・放射能の使用数量、飛散率（試料の物理的状態、フードやグローブボックスなどの密閉性によって変化する）、排気流量から、計算により求める。
・飛散率は、
フード内での使用 気体: 0.1，液体・固体: 0.001
フード外での使用 気体: 1.0，液体・固体: 0.01とすれば十分安全側である。

5

排水中放射性核種の濃度測定
・排気中濃度同様に、則第十九条に廃棄の基準が定められており、排水中RI濃度の監視が必要
・連続的な水モニタでも、γ核種の場合は十分な精度で測定可能であるが、β核種の場合はサンプリング法の方が評価しやすい。
・水モニタには、NaIシンチレーターを用いた物、プラスチッ
クシンチレーターを用いた物や、近年液体シンチレーターを用いた物もある。
・サンプリング法の場合、試料を蒸発乾固させた後、NaIシ
ンチレーションカウンタや、ガスフローカウンタなどによって測定したり、直接液体シンチレーションカウンタにより測定する。
6

測定の頻度・放射線量の測定、汚染状況の測定、記録・作業を開始する前に1回・開始した後は、1月を超えない期間毎に1回・密封線源、放射線発生装置のみの場合は、6月を超えない期間に1回でよい
・排気口、排水口での測定、記録
・排気、排水の都度（ここでの排気、排水とは、外部に放出するタイミングのことを指す）

・測定・記録後、帳簿を5年間保存しなくてはならない

7

密封線源取扱施設
・400GBq を超える線源→ 「照射中」などが自動で表示できる装置
・100TBq 以上の線源→ インターロックが必要
・下限数量の1000倍を超える線源→主要構造部等を耐火構造又は不燃材料で造る

8

許可施設と届出施設
・2007年の法改正以前は放射能の寿命、エネルギーなど
で線源を4群に分類→ 下限数量1kBq～1TBqまでの10区分に分類（国際免除レベルの導入）・下限数量を超えて、1000倍以下の密封線源→ 届出使用者

・何個有っても構わない
・表示付認証機器は除く

・下限数量の1000倍を超える密封線源、下限数量を超える非密封線源、放射線発生装置→許可（承認）使用者

非密封で下限数量の10万倍以上になると、施設検査、定期検査の対象となる（放射線発生装置があると即対象になる）

9

放射線取扱施設の例

主要な施設
・管理室

保管廃棄室

貯蔵箱

計測室

放射化学第１
実験室

・汚染検査室（シャワー室）

保管室
汚染
検査室

・測定室
・作業室

燃料
準備室

核分裂
中性子
実験装置

便所

放射化学
第２
実験室

化学
実験室

・貯蔵室 もしくは 貯蔵箱

核材料第１実験室

・汚染除去室

コッククロフト・
ワルトン型加速器

導入槽
（地下）

希釈槽

貯留槽１

・廃棄物保管室

貯留槽２

・機械室
排風機室

・貯留槽

（A系統排風機）
貯蔵容器（Cs-137）-------------

非常口

管理区域境界

実験
準備室

第3
実験室

第2
実験室

給
湯
室

共同利用
研究室

DN

・給排気設備、空気浄化装置

共同利用
会議室

ベランダ

核材料第２実験室

第1
実験室

空 気 調節 機 械 室・フード（ドラフトチャンバー）、
グローブボックス
二階10放射線の源
内部転換電子電子

ｎ線(α, n)(γ, n)

α線
γ線
β+線

γ線
(0.511 MeV)

原子核
他の原子核
蛍光Ｘ線

軌道電子捕獲β線
核子, ｎ線（Cf252、核分裂）

蛍光Ｘ線
特性X線（定エネルギー）

制動Ｘ線
11

ＲＩの出題頻度（2013年度までの過去13年間）
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Co-60
Cs-137
Am-241
Ir-192
Pm-147
Kr-85
Sr-90
Ni-63
Cf-252
C-14
Fe-55
H-3, I-131
I-125, Ra-226

48
39
34
33
28
26
25
24
17
10
8
5
4

代表的なRI•Co-60: 最も代表的な高エネルギーγ線源（ 1.17MeV, 1.33MeV ）。
•Cs-137 / Ba-137m: Cs-137 は662keVのγ線を出すことで有名であるが、実はBa-137mからのもので、 永続平衡の代表例である。
•Sr-90 / Y-90: 永続平衡の代表例。ミルキングによりY-90を分離して使用できる。Y-90は2.28MeVの強いβ線源。
•Mo-99 / Tc-99m: Mo-99 を吸着させたアルミナカラムから食塩水でミルキング出来る（Tc-99mジェネレーター）過渡平衡の代表例。核異性体転位（IT）に伴うγ線だけを放出するためβ線を放出せず、核医学で重要。
•Ba-140/La-140: 過渡平衡の代表例の一つ。
•I-131: ヨウ素の揮発性、甲状腺に集まるという性質が重要。
•H-3（トリチウム）、C-14: 低エネルギーβ核種の代表。H-3 はGMサーベイで検出できない。宇宙線により常に生成して生体圏では平衡状態にある。
•K-40: 天然RIの代表。岩石の年代測定に用いられる。
•241Am-Be: 代表的な中性子源。226Ra-Be と比べγ線が少なく安価。
•Cf-252: 自発核分裂に伴う中性子源•P-32, S-35: 生命科学などのトレーサー実験で用いられる代表的なβ核種

密封RIの安全取扱・管理
密封線源とは・正常な使用状態では、開封または破壊される恐れがない
・密封された放射性同位元素が漏えい、浸透等により逸散して汚染する恐れがない線源であるが、α線源や低エネルギーのβ線源などは、容器に密封するとα線を取り出せないため、極薄い金属箔で覆ったり、表面に電着してあるだけであり、取扱を誤ると放射性同位元素が漏出する恐れがあるため注意する。

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様々な密封線源

放射線研究センターの Co-60 密封線源

JIS Z4821における線源の等級 例：Ｃ－64344
衝撃：鋼鉄ハンマー（平面）の落下試験
パンク：鋼鉄ハンマー（ピン状）の落下試験

この試験は法律で定められていない
法律上密封の意味は明確でない、密封がこわれるおそれもある

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密封線源に用いられる代表的な核種
γ線源:

高エネルギー線源: Co-60, Cs-137, Ir-192
低エネルギー線源: Am-241, Ra-226

EC による低エネルギーの特性X線: Fe-55, Co-57
β線源:

高エネルギー線源: Sr-90, P-32
中エネルギー線源: Tl-204, Kr-85
低エネルギー線源: Ni-63, Pm-147, H-3, C-14

α線源:

Am-241, Ra-226, Po-210

中性子線源: 自発核分裂: Cf-252（α,n）反応: 241Am-Be, 226Ra-Be

高エネルギーγ線源(1) コバルト60

横軸：原子番号
縦軸：エネルギー準位

低エネルギーγ線源

EC 特性Ｘ線源

6.4 keV Fe-X

高エネルギーβ線源

放射平衡（永続平衡）

中エネルギーβ線源

低エネルギーβ線源

制動放射Ｘ線源

陽電子（β+）線源

α線源

中性子線源中性子線源実効線量率定数 Γ
γ線源
実効線量率定数 Γ（μSv・m2・MBq-1・h-1)

241Am

0.00576

137Cs

0.0779

192Ir

226Ra

0.117

0.217

60Co

0.305

娘核種を含む

実効線量率定数がΓ である核種の放射能をQ (MBq)としたとき、・距離 r (m) における実効線量率 E （μSv/h）を以下の様に求められる。
・E = Γ × Q / r2
Γ は、線源が放出するγ線のエネルギー、本数、放出確率を加味している。
γ線のエネルギーと線束が求まれば実効線量率は一義的に求められる。
Bq とは、一秒間の壊変数であり放射線の放出回数ではないことに注意。

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RIの貯蔵施設
貯蔵室
・主要構造部等を耐火構造とし、防火戸を設ける。
→ 不燃材料は NG （使用施設と異なる）
貯蔵箱
・耐火性の構造の物。
・貯蔵室もしくは貯蔵箱のいずれかに保管する。

耐火性の構造の容器・密封線源については、耐火性の構造の容器に入れて保管すればよい・貯蔵施設の扉、ふた等には鍵などを設けること
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RIの保管・液体RIはこぼれにくく、浸透しにくい容器に入れる・気体や、揮発しやすいRIは気密容器に入れる・破損する恐れのある容器は、受け皿、吸収材等を設ける
・濃度の高い液体RIは・容器に吸着されやすい
・有機物などが放射線分解しやすい
ため、可能な範囲で濃度を低くして保管することが望ましい
・有機物は特に分解しやすいため、スカベンジャー（遊離基捕獲剤）を加えたり、低温で保管するなどする必要がある。

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RIの運搬L型輸送物

則第十八条第四項

少量、容易に、安全に扱える容器の表面汚染密度＜限度の1/10
容器表面の1 cm線量当量率＜5 µSv/h
開封した場合に表示「放射性」又は「ＲＡＤＩＯＡＣＴＩＶＥ」
A型輸送物（事業所内輸送もこの内容と同じ）

則第十八条第五項

外接する直方体容器の各辺が10 cm以上
容器表面の1 cm線量当量率＜2 mSv/h
表面から1 mの1 cm線量当量率＜100 μSv/h
BM型輸送物

則第十八条第六項

表面から1 mの1 cm線量当量率＜10 mSv/h
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RI取扱時の遮蔽
コンクリート

鉛ブロック
RIと作業者の間に適切な遮蔽を行い、被曝線量を可能な限り低減する。
→ 作業時間が多少長くかかっても、遮蔽による低減を行った方が有効な場合が多い→ 事前に作業内容を良く確認して適切な遮蔽体の配置を検討する

鉛ガラス

20非密封RIの安全取扱・管理
核種と危険度
体内摂取の後の組織や臓器への集積取扱いと危険度取扱いに係る修正係数
PET（陽電子断層撮影法）のためのRI
18F 15O 13N 11C

短寿命
内部放射線に対する防護
内部被ばく防止の5原則
2C

閉じ込め、集中化

3D

希釈、分散、除去

21非密封RIの安全取扱・管理・取扱い前
・事前の Cold 試験での問題点の抽出・遮蔽体や、除染器具、放射線測定器の準備など
・実験内容の周知、使用するRI数量の確認・取扱い時
・基本的に二人以上で作業を行う（記録などは直接RIを取り扱う作業者以外が行う）
・取扱い後・線源の管理、廃棄物の処理、記帳・汚染検査（作業場所及び作業者）と除染
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RIの管理区域外での使用
管理区域外使用下限数量以下であるRIは、管理区域外で使用できる。
・許可を得た使用の目的、方法、場所の範囲内→管理区域外使用の許可が必要
・障害防止予防規程に所内ルールを定める。
・予防規程で管理区域外での使用を禁止している事業所もある。
・事業所外での下限数量以下のRIの使用は特に規制はないが、現実問題として困難
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RIの廃棄・固体、液体の廃棄物: 保管廃棄室で保管廃棄を行い、日本アイソトープ協会に引き渡す→ 可燃、難燃、不燃、非圧縮不燃、動物、有機液体、無機
液体、焼却型/通常型フィルターなどの区分がある。
Sr-90,Tc-99など核種によっては分類が異なる。
液シン廃液以外の有機液体（オイルなど）、α核種などは受入れてもらえない。
・気体、ごく薄い液体: 排気、排水設備から濃度限度以下であることを確認の上廃棄・密封線源: 下限値以下の小線源や表示付認証機器などについても製造元もしくは販売業者に引き渡す。

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管理区域からの物品の持出し
・管理区域に持ち込んだ物品は、非密封のRIを取り扱わない
エリアでしか使用していないなど、明らかに汚染していない場
合を除いて、適切な方法でサーベイを行い、汚染がないことを確認する必要がある。
・管理区域→管理区域の移動など、一時的な持出しに対しては、4Bq/cm2（α核種は0.4Bq/cm2）以下という基準がある。
・しかし、持ち出して管理区域外で使用したり廃棄したりする
場合は、「有意な汚染がないこと」を確認する必要がある・「有意な汚染がないこと」の確認は難しく、十分高い精度を持つ測定方法で、統計的にバックグラウンドの変動の範囲内に入っていることを確認する必要がある。また、表面だけでなく、機器内部についても確認が必要。
・不必要な物品は持ち込まないことが重要
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放射線発生装置の安全取扱・管理
放射線発生装置
・核反応による中性子の発生
・制動放射エックス線の発生→光核反応による中性子の発生→ 放射性同位元素（放射化物）が発生する
照射ターゲットだけでなく、照射室の空気や冷却水も放射化する

加速器放射化物の取扱（2012年4月1日改正法の施行）
管理、保管、運搬、使用、廃棄について、密封・非密封RIに準じた取扱が求められる（核子あたり2.5MeV未満のイオン加速器、
6MeV以下の電子加速器は対象外）

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緊急時の措置
放射線事故時の対応
予防措置
マニュアル化、点検等
応急措置
安全保持、通報、拡大防止、線量の過大評価
事故時の措置
内部被ばく時の体内汚染の除去

希釈、錯体形成、吸着

火災、地震時の対応
緊急時における連絡通報（原子力規制委員会へ）
事業所内の火災、震度4以上（一定規模以上の事業所）
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