短寿命の⾮密封放射性同位元素利⽤における安全確保のための使⽤許可の評価・信頼性担保・教育訓練等に関するガイドライン

令和３年 3 ⽉

承認(⼀社) ⽇本核医学会(公社) ⽇本医学放射線学会(公社) ⽇本放射線腫瘍学会(特⾮) ⽇本核医学技術学会(⼀社) ⽇本放射線安全管理学会
⼤学等放射線施設協議会

本ガイドラインは、原⼦⼒規制庁放射線安全規制研究戦略的推進事業「短寿命アルファ線放出核種等の合理的安全規制のためのガイドライン等の作成」にて作成されたものである。

目次
第 1 章 ガイドラインの概要、背景及び目的
1.1 概要 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1
1.2 背景 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1
1.3 ガイドラインの必要性、目的、及びその効果 ・・・・・・・・・・・・・・・5
1.4 ガイドラインの使用方法 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・6
1.5 ガイドラインの改訂 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・7
第 2 章 ガイドラインの適用範囲と適用 RI
2.1 ガイドライン適用の対象となる放射線事業所とその適用範囲 ・・・・・・・・8
2.2 ガイドラインの適用対象となる短寿命 RI ・・・・・・・・・・・・・・・・・8
第 3 章 評価の方法
3.1 遮へい能力の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・10
3.2 作業室（人が常時立入る場所）の空気中 RI 濃度の評価 ・・・・・・・・・・11
3.3 排気口空気中の RI 濃度の評価 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・18
3.4 排水中の RI 濃度の評価 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・21
第 4 章 信頼性担保の方法
4.1 責任体制の構築・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・23
4.2 許可後に装備するべきマニュアル等・・・・・・・・・・・・・・・・・・・25
第 5 章 教育及び訓練
5.1 教育及び訓練の位置づけ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・26
5.2 教育及び訓練の対象者・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・26
5.3 教育及び訓練の内容・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・27
附属書（１）非密封 RI の許可使用者以外の者による下限数量以下の短寿命の非密封線源の使用のガイドライン・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・30（２）飛散率測定方法の例・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・34（３）不確かさの求め方と実測に基づく数値の算出例・・・・・・・・・・・・・・36（４）15O における飛散率、作業室から排気口に至るまでの減衰の計算例 ・・・・・37（５）貯留槽中の RI の減衰に関する計算例 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・40（６）責任体制の構築例・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・41

謝辞・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・42
文献・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・42
委員等名簿・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・44

用語
放射性同位元素(RI)
放射線を放出する同位元素及びその化合物並びにこれらの含有物であって、定められた下限値＊を超えるもの＊その濃度および数量が核種ごとに放射性同位元素等の規制に関する法律施⾏令及び放射性同位元素等の規制に関する法律施⾏規則の規定に基づき、放射線を放出する同位元素の数量等を定める件（平成 12 年 10 ⽉ 23 ⽇科学技術庁告⽰第 5 号）
（以下、数量告⽰）で定められた値
核種
陽⼦数及び中性⼦数で指定される原⼦核あるいは原⼦の種類
α線放出核種壊変によりα線を放出する核種
β線放出核種壊変によりβ線を放出する核種
γ線放出核種壊変⼜は核異性体転移によりγ線を放出する核種
ポジトロン核種
壊変により陽電⼦を放出する核種
下限数量
数量告⽰第１条に定める数量であって、例えば RI が１種類の場合は、数量告⽰別表第１の第 1 欄に掲げた RI の種類に応じて第 2 欄で定められた数量
短寿命 RI
本ガイドラインで定義した半減期が 15 ⽇以内の RI。なお、この定義は本ガイドライン独⾃のものである。
放射線施設
放射性同位元素⼜は放射線発⽣装置を取り扱う使⽤施設、貯蔵施設、廃棄施設

空気中 RI 濃度
放射線施設内の⼈が常時⽴ち⼊る場所において⼈が呼吸する空気中の RI の濃度について 1
週間の平均濃度
空気中 RI 濃度限度
数量告⽰別表 2 の第１欄に掲げられた RI の種類に応じて第 4 欄に掲げる濃度
排気口の空気中 RI 濃度
排気⼝における空気中の RI の濃度についての 3 ⽉間の平均濃度
排気中又は空気中 RI 濃度限度
数量告⽰別表第 2 の第１欄に掲げられた RI の種類に応じて第 5 欄に掲げる濃度
排水中の RI 濃度
排⽔中における RI の濃度についての 3 ⽉間の平均濃度
排液中又は排水中 RI 濃度限度
数量告⽰別表第 2 の第１欄に掲げられた RI の種類に応じて第 6 欄に掲げる濃度
許可使用者
RI であってその種類若しくは密封の有無に応じて、密封されたものは下限数量の 1000 倍を超えるもの、密封されていないものは下限数量を超えるもの⼜は放射線発⽣装置の使⽤をしようとする者は、⼯場⼜は事業所ごとに原⼦⼒規制委員会に許可の申請書を提出してその許可を受けなければならない。この許可を受けた者を許可使⽤者という。
届出使用者
密封されたものであって 1 個あたりの RI の数量が下限数量を超え、下限数量の 1000 倍以
下のものを使⽤しようとする者は、⼯場⼜は事業所ごとに、あらかじめ届け出なければならない。この届出をした者を届出使⽤者という。
許可事業所
許可使⽤者が許可を受けた放射線事業所
届出事業所
届出使⽤者が届出をおこなった放射線事業所

許可使用数量
許可使⽤者が原⼦⼒規制委員会より使⽤の許可を受けた RI の１⽇最⼤使⽤数量、3 ⽉間使⽤数量、年間使⽤数量の総称
飛散率
使⽤する RI の数量に対する使⽤時間あたりの⾶散する RI の量の割合
透過率
空気中⼜は排気中の放射性同位元素がフィルターを透過する割合
混入率
使⽤する RI の数量に対する排⽔に混⼊する RI の量の割合
線量
実効線量、等価線量、1 cm 線量当量、3 mm 線量当量、70 µm 線量当量などの放射線量の総称であって、これらの線量率も含む。
ピアレビュー
⾶散率等導出試験についての知識をもつ者が⾏う詳細な検査及び評価
レビュアー
ピアレビューを⾏う者
陽電子放出断層撮影法
陽電⼦と電⼦が結合して消滅する反応で⽣成する 2 本の電磁波を検出して断層撮影する⽅法
α線核医学治療
α線放出核種を体内に投与する放射線治療
放射性薬剤
放射線を発する核種を組み込んだ薬
治験薬
効果や安全性、治療⽅法を確認する⽬的で⾏われる臨床試験に⽤いられる薬院内製剤
病院内で調製され、使⽤される薬
薬機法
医薬品、医療機器等の品質、有効性及び安全性の確保等に関する法律
IAEA
国際原⼦⼒機関
下限数量以下の短寿命の非密封線源
半減期が 15 ⽇以内の核種のうち、密封されていない放射線を放出する同位元素及びその化合物並びにこれらの含有物であり、数量告⽰で定められた値以下のもの。なお、この定
義は本ガイドライン独⾃のものである。
放射性汚染物
放射線発⽣装置の使⽤及び放射性同位元素⼜は放射線発⽣装置から発⽣した放射線よって汚染された物第１章 ガイドラインの概要、背景及び目的
1.1 概要ガイドラインは、今後、ますます利⽤が期待される短寿命放射性同位元素(RI)の利⽤について合理的な⽅法で安全を確保するために、RI の許可使⽤数量を決める評価の⽅法とその評価の信頼性を担保する⽅法を記載している。
ガイドラインは、以下の構成となっている。
1) ガイドラインの背景及び⽬的 (第１章)
2) ガイドラインの適⽤範囲と適⽤対象の RI (第２章)
3) 許可使⽤数量等を算出するための遮へい能⼒、空気中放射性同位元素(RI)濃度、排気⼝の空気中 RI 濃度、排⽔中の RI 濃度の評価のための⽅法 (第３章)
4) 実測データの取得時における試験の信頼性を担保するための⽅法と許可後に使⽤⼿順を遵守するために実施する項⽬ (第４章)
5) 教育及び訓練 (第５章)
許可申請者は、ガイドラインの第 3 章に基づいて RI の使⽤数量の許可を得ること、第４章に基づいて実測データの取得時における試験の信頼性を担保すること、及び第５章に基づいて教育及び訓練を実施することで短寿命 RI の取り扱いに関する安全を確保する。
原⼦⼒規制委員会からガイドラインに基づいた使⽤許可を得る場合は、許可申請書にガイドライン第 3〜５章の内容を事業所内で取り決めた旨を記載する。
下限数量以下の短寿命の⾮密封線源の許可届出事業所以外での使⽤と第 3〜5 章に掲げた項⽬のいくつかの具体例については、巻末の附属書に記した。
1.2 背景近年、短寿命のα線放出核種を利⽤した放射性治療薬の研究が注⽬されている。平成 28
年から⽇本国内では 223Ra による去勢抵抗性前⽴腺がんの⾻転移に対するα線核医学治療が実施されている 1)。⽇本国内でも放射線発⽣装置で製造した半減期 7.2 時間のα線放出核種である 211At を⽤いた核医学治療薬の開発が⾏われている。海外では、225Ac を⽤いた核医学治療薬開発と臨床導⼊が盛んに⾏われている。今後、225Ac の利⽤は⽇本国内でも増々⾼まることが予想される。
1.2.1 原子力規制委員会による短寿命核種の安全規制研究事業
短寿命核種は、短時間で⼤きく減衰するため、⻑寿命のα線放出核種等に対する規制
運⽤とは異なる新しい合理的な⽅法での安全確保を提案する必要がある。実際に原⼦⼒規制委員会は、平成 29 年度放射線対策委託費（放射線安全規制研究戦略的推進事業
費）において短寿命 α 核種等の RI 利⽤における放射線管理のあり⽅に関する研究を重点研究テーマとしている。この公募要項に記載されている重点テーマの背景には、

1

「国内の α 核種の管理体系は⻑寿命 α 核種を想定したものであり、短寿命α核種に適⽤すると過剰な管理となるとともに、使⽤及び管理に伴う作業の⾮効率化につながることが指摘されている」との記述がある 2)。したがって、短寿命 α 核種の使⽤に対しては、合理的かつ現実的な⽅法での安全確保を図るべく、安全管理に関する研究が進められてきた。原⼦⼒規制委員会が実施した短寿命 RI の利⽤における安全規制研究に関する委託事業は、平成 29 年度から令和２年度の間で以下の４つの事業が実施されている 3-5)。
平成 29 年度及び平成 30 年度放射線対策委託費（放射線安全規制研究戦略的推進事業費）
・短寿命α線核種の合理的規制ためのデータ取得による安全性検証と安全管理・教育⽅法の開発（代表：篠原厚（⼤阪⼤学））3)・短寿命α線核種等の RI 利⽤における合理的な放射線管理のあり⽅に関する研究（代表：細野眞（近畿⼤学））4)
平成 29 年度原⼦⼒規制委員会の放射線対策委託費・短半減期核種の合理的な規制に向けた調査（⽇本アイソトープ協会、委託調査運営委
員会委員⻑：畑澤順（⼤阪⼤学））5)
平成 31 年度〜令和 2 年度放射線対策委託費（放射線安全規制研究戦略的推進事業費）
・短寿命アルファ線放出核種等の合理的安全規制のためのガイドライン等の作成（代表：吉村崇（⼤阪⼤学））
平成 29 年度及び平成 30 年度放射線対策委託費（放射線安全規制研究戦略的推進事
業費）により「短寿命α線核種の合理的規制ためのデータ取得による安全性検証と安全管理・教育⽅法の開発」（代表：篠原厚（⼤阪⼤学））3)及び「短寿命α線核種等の RI 利
⽤における合理的な放射線管理のあり⽅に関する研究」（代表：細野眞（近畿⼤学））4)の 2 事業が実施された。⼤阪⼤学が実施した事業では、主に 211At、223Ra、及び 225Ac を含む溶液からの短寿命核種の⾶散率等の実験データ取得、223Ra を使⽤する医療施設での患者の呼気からの RI の⾶散データ取得について報告されている。また、この事業では、短寿命α線放出核種のガイドラインの作成に向けた論点が整理され、現状の法規制は維持し、法規制の運⽤の範囲内で合理的な⽅法での安全確保をすることで短寿命α線放出核種の⼤量使⽤は可能と結論づけられている。近畿⼤学の事業では、短寿命α線放出核種を使⽤している海外及び国内施設への実態調査が報告されている。近畿⼤学の事業及び⽂献で報告されている海外施設のうちスウェーデンの放射線施設の特徴的な点として、以下が挙げられている 4,6,7)。

2

１）
⾮密封 RI の許可使⽤数量の取得においては、
モデル計算ではなく実測値を利⽤し、公衆及び作業者の安全が担保できることを、当該実測値を元に判断、規制当局と議論を重ねた上で許可を得ている。
２）線量評価の上で実質的に安全かつ免除されるレベル（211At の場合、10 MBq）が導⼊されている。
３）グローブボックスの排気配管が施設の排気ダクトに連結されていない。これは、フィルターを透過した量を実測し、被ばくのリスクが極めて少ないことが確認されているためである。
４）上述するα線放出核種の廃棄物は、10 MBq 以下の免除レベルを満たすべく⼀時的に保管された後、その他の放射性廃棄物同様、専⾨業者によって⼀般廃棄物として回収・処理されている。我が国とは異なり、処理においては免除レベルが導⼊されている。なお、壊変型式による廃棄処理上の区別は⾏われていない。
平成 29 年度原⼦⼒規制委員会の放射線対策委託費にて、⽇本アイソトープ協会が「短半減期核種の合理的な規制に向けた調査」として、調査研究を実施している 5）。今後、医療機関での利⽤が⾒込まれる RI について、過⼤な評価により空気中 RI 濃度限度や排気、排⽔中 RI 濃度限度が設定されている核種を洗い出すために、国内外の⽂献を調査したところ、放射線を放出する同位元素の数量等を定める件（平成 12 年科学技術庁告⽰第 5 号）で定められている数量告⽰別表の数値は特に保守的に設定されているものではない旨、報告されている。また、この委託事業では、今後の RI の利⽤ニー
ズ調査が実施され、以下の点が挙げられている。
１）核医学分野に関する利⽤ニーズとしては、陽電⼦放出断層撮影法（PET）に⽤いられるポジトロン核種や α 線放出核種がますます増加していく傾向がある。
２）利⽤核種にα線放出核種が導⼊されてきていることから、従来の安全管理⼿法では対応出来ないケースも想定すべきである。
３）医薬品開発における毒性試験等の合理的な実施のために、⽣物等に RI を投与した
後、放射線事業所外での評価を実施する必要性が求められている。
動物等に対する放射性薬剤の毒性試験等は薬剤開発のために必須である。しかしながら、RI 管理区域内において薬機法で求められている GLP(Good Laboratory Practice)レベルでの病理組織学的評価を含む⾮臨床安全性試験を実施することは予算⾯やマンパワーから事実上不可能であり、α線放出核種の取り扱いが可能な RI 管理区域を有す
る受託業者も国内に存在しない。⼀⽅、短寿命 RI は短時間で規制の対象外になる下限
数量以下にまで減衰するため、RI の投与後、下限数量以下にまで減衰した動物や試料について、⾮密封線源の許可使⽤者ではない事業所にて様々な試験を可能にすることが合理的かつ経済的である。
前述のとおり、原⼦⼒規制委員会が実施した先⾏の委託事業により、短寿命 RI（特3にα線放出核種）については、国内及び海外の放射線施設の実態調査、⾶散率等の基礎的データの取得、ニーズ等の情報が揃ってきた。そこで、放射線対策委託費（放射線安
全規制研究戦略的推進事業費）にて、平成 31 年度〜令和 2 年度の 2 年間「短寿命アルファ線放出核種等の合理的安全規制のためのガイドライン等の作成」事業（代表：吉村崇（⼤阪⼤学））が実施されている。ガイドラインは、この事業で作成されたものである。
1.2.2 従来の非密封 RI の使用の許可申請のための評価方法
従来、国内での⾮密封 RI の使⽤許可申請は、モデルを元に放射線の量、空気中 RI 濃
度、排気⼝の空気中 RI 濃度、排⽔中の RI 濃度を計算し、評価されている。基本的にほとんどの許可事業所は、
平成 12 年 10 ⽉の国際放射線防護委員会の勧告（ICRP Pub.60）の取り⼊れ等による放射線障害防⽌法関係法令の改正について（通知）8)で⽰されている⾶散率等の数値を⽤いて評価をしている。これらの⾶散率等の数値は、固体や気体、通常使⽤と動物実験といった、性状や使⽤⽅法に応じて、⼤まかな形で分けられている。
この従来から⾏われているモデル計算に基づく評価の⽅法は、施設・設備の能⼒についてのデータがあれば許可使⽤数量を算定することが出来るため便利な⽅法である。
1.2.3 従来の評価方法の問題点
α線放出核種の⾶散率の実測値は、1.2.1 で⽰した⼤阪⼤学の事業で実施された研究で 211At, 223Ra, 及び 225Ac について報告されている 9-11)。β線、γ線放出核種等の⾶散
314率については、1980 年代に武藤ら及び⾼⽥らによって報告された例が詳しく、
H、
C、
125

I 等、16 核種について調べられている 12,13)。核種、その性状、及び使⽤⽅法に応じて⼤きく異なることは、1.2.1 で⽰した⼤阪⼤学の事業での⾶散率データで⽰されており、
過去のβ, γ線放出核種等に関する⾶散率導出試験の結果でも報告されている 9-14)。また、⽂献 15 では、動物実験における⾶散率について報告されている。⽂献で報告されている⾶散率の実測の数値と⽐較すると、通知で⽰されている⾶散率の数値は、多くのRI にとっては、かなり安全側に⽴った形に設定されている。例えば、動物実験において⽣存している動物に RI を投与した場合は、通知に⽰されているモデルで使⽤される⾶散率は、1（糞尿を処理した場合は 0.1）に設定されている。ここで、短寿命の RI を⽤いた場合、使⽤中に減衰していくため、動物実験で設定されている⾶散率 1 という数値はかなり安全側に⽴った設定と⾔える。
通知で⽰されている⾶散率の数値は、固体や気体、通常使⽤と動物実験といった、性状や使⽤⽅法に応じて、⼤まかな形で分けられてはいるものの、実際に扱う化学形や使⽤条件などに関係なく⼀律に定められたものである。現状では、⾶散率、透過率等のデータは報告例が少ないので、許可申請では⼀律に決められている数値を使わざるを得ない場合が多いが、使⽤⽅法を特定した場合には、特定の⾶散率を使⽤して空気中 RI4

濃度等を評価する⽅法は合理的である。
1.3 ガイドラインの必要性、目的、及びその効果
短寿命の⾮密封 RI を⽤いた核医学に関連した研究が国内外で精⼒的に進められている。
短寿命 RI を⽤いた核医学治療は難治性がんにおける有効な治療法として期待されており、国内においても治験や臨床利⽤に向けた準備が進められている。近い将来、放射線事業所
でこれらの RI の⼤量利⽤が期待される。医療機関においては、原料である RI の分離・精製から治験薬あるいは院内製剤の製造⼯程は放射性同位元素等の規制に関する法律（以降「RI 規制法」）の規制を受けるため、合理的な運⽤が求められている。
短寿命 RI は短期間で減衰し⼀定期間管理すれば消滅するが、現状では⻑寿命の RI と同様の規制が⾏われており、研究や医療に利⽤する上で障害となっている。そのため、このガイドラインは、現⾏の RI 規制法内で安全性と許容性が認められる範囲内で、短寿命
RI の許可使⽤数量を算定する際の評価⽅法とその評価に対する信頼性を担保する⽅法、及び短寿命 RI 取扱の教育訓練の⽅法についてまとめる。ガイドラインの第 3 章で⽰しているように、通知に基づく許可申請の際の評価の計算⽅法に実測に基づく数値を使⽤することに対して、その数値の信頼性を第 4 章に述べる信頼性担保の⽅法を使⽤して担保し、加えて第 5 章に記した教育及び訓練を通じて、その⼿順を遵守させることによって、合理的かつ現実的な⽅法での安全を確保する。ガイドラインでの評価⽅法は、従来からの評価⽅法と同様の⽅法に基づいており、第３章から第５章に記載の⽅法を実施することで限定された使⽤⽅法かつ安全性を担保した状態での使⽤が確保されるため、RI 管理区
域と事業所における線量限度を超えずに、短寿命 RI を取り扱えると判断できる。また、このガイドラインは、第３章に⽰すとおり許可使⽤数量設定のための評価において、従来からの評価⽅法と同様の⽅法を採⽤しているため、第２章に記載した短寿命 RI の定義内にある全ての核種に適⽤可能とする。第２章に記載のとおり⼤量使⽤の必要性の観点から、このガイドラインは、主に許可事業所が医療を実施する⽬的及び医療に関連した研究を実施する⽬的で使⽤する場合を対象とする。
IAEA 基本安全原則では、「安全のための⼀義的な責任は放射線リスクを⽣じる施設と活動に責任を負う個⼈または組織が負わなければならない」とされており、令和元年 9 ⽉
1 ⽇施⾏の RI 規制法の改正にあたっては、事業者責務の取り⼊れが⾏われている。ガイ
ドラインで記載されている評価⽅法とその評価に対する信頼性を担保する⽅法は、各許可事業所が安全のための⼀義的な責任をもって活動することを念頭に定められている。
現在、各 RI の許可使⽤数量を算出する際に対象となる遮へい能⼒、空気中 RI 濃度、排気⼝の空気中 RI 濃度、排⽔中の RI 濃度の評価⽅法としては、平成 12 年 10 ⽉ 23 ⽇付け
科学技術庁「国際放射線防護委員会の勧告(ICRP Pub.60)の取り⼊れ等による放射線障害
防⽌法関係法令の改正について(通知) 」（以下、通知）で⽰されたモデルによる評価法が使⽤されている。1.2.1 で⽰した⽇本アイソトープ協会の事業で報告されているとおり、

5

数量告⽰別表で定められている数値は、諸外国と⽐べて保守的に設定されているわけではない。このため、短寿命 RI の許可使⽤数量を決める空気中 RI 濃度等をより精確に評価するためには、現在、⼀律で使⽤している⾶散率等の数値を使⽤するのではなく、海外施設のように、そのデータを実験的に導出した上で、その値を⽤いて評価することが必要である。⼀⽅で、国内で従来から⾏われているモデルに基づく計算による評価も便利な⽅法である。そこで、ガイドラインは、従来の⽅法とは⼤きくかけ離れた評価⽅法を採り⼊れるよりも既存のモデルを使⽤し、モデル内で使⽤する数値のうち、実測できるものについては、実測に基づいた数値を採り⼊れる形にした。また、1.2.1 で記したように薬剤開発のための動物等に対する放射性薬剤の毒性試験等を RI 管理区域外で実施するニーズがあることから、下限数量以下の⾮密封 RI の許可使⽤者以外の者による使⽤についてガイ
ドラインの附属書（１）に記載した。
本ガイドラインの各放射線事業所内外への効果を以下にまとめる。
1) 各許可事業所は、ガイドライン第 3 章の評価の⽅法、加えて、第 4 章の評価に対する信頼性を担保する⽅法及び第 5 章に⽰す短寿命 RI 取扱に関する教育及び訓練を実施す
ることによって、合理的かつ現実的な⽅法で安全を確保して、RI 管理区域と事業所における線量限度を超えずに短寿命 RI を取り扱うことができる。
2）ガイドラインは関連学協会にてオーサライズされると共に、各許可事業所の許可申請における使⽤数量設定の根拠となる。
3）国内での短寿命 RI を利⽤した研究・医療の発展を放射線管理の点から後押しすることに繋がる。
1.4 ガイドラインの使用方法
ガイドラインは可能な限りシンプルな形で表記し、解説等でその内容を補⾜する形をとっている。また、各章の冒頭にはその章の概要と⼀般的な事項について記載している。
なお、ガイドラインで⽰した内容は全て現⾏の RI 規制法令の内容を変更するものではな
く、その法令の枠内でガイドラインに記載した活動を確実に実施することにより、合理的な⽅法で安全が確保された状態で短寿命 RI を取扱うことが可能になる。ガイドラインに基づいた許可を得る場合は、許可申請書にガイドライン第 3〜５章の内容を事業所内で取り決めた旨、許可申請書に記載する。
ガイドラインでは、通知に基づいたモデルを使⽤するが、⾶散率等については、実測に基づいた数値を適⽤できるようにする。また、各 RI の評価については、減衰を考慮に⼊れることが出来るものとする。ガイドラインでは、各許可事業所がその施設の使⽤環境の下で⾶散率等を実験的に導出し、その値に基づいて評価することを想定している。ただし、他の許可事業所で得られたデータと同じと考えてよい根拠を⽰すことが出来れば、その数値を引⽤して評価することは可能とする。これは、医療施設にて、他の施設で既に確⽴

6

された⼿順に従って⾮密封 RI を使⽤する場合を想定しており、同様の数量を同様の⽅法
及び設備で使⽤する場合に限られる。他の事業所で得られたデータを⽤いて評価した場
合も、第４章及び第５章に記載した活動を実施する必要がある。使⽤する全ての RI について、各許可事業所が⾶散率等のデータを実験的に求めることは現実的ではない。そこで、複数の RI の使⽤許可を有している許可事業所においては、従前の評価⽅法と新しい実測に基づいたデータを取り⼊れた評価⽅法が混在した形で空気中 RI 濃度、排気⼝の空気中
RI 濃度、排⽔中の RI 濃度を評価する。
1.5 ガイドラインの改訂
ガイドライン策定後も必要に応じて⾒直しを⾏う。必要に応じて、関連学協会の有識者によって、改訂内容の検証を⾏う。

7

第 2 章 ガイドラインの適用範囲と適用 RI
本章では、ガイドラインの適⽤対象となる放射線事業所と対象になる短寿命 RI について記載している。⼗分な教育体制が整っており、使⽤⼿順等を遵守できる放射線事業所が、
ガイドラインの第 3 章で⽰しているように許可申請の評価において実測に基づく数値を使⽤し、第 4 章及び第 5 章に記した活動を実施することが必要である。
2.1 ガイドライン適用の対象となる放射線事業所とその適用範囲
・RI 規制法に基づき、非密封 RI の使用の許可を受けた放射線事業所が対象である。ガイドラインは、RI 規制法に基づく規制を受ける範囲内に適用される。
・非密封 RI の許可使用者以外の者による下限数量以下の短寿命の非密封線源の使用において、ガイドラインが規定する短寿命 RI のうち、その数量が下限数量以下に減衰したものを使用する場合は、ガイドラインが適用される。
解説等：
ガイドラインは、RI 規制法内での規制に関するものである。医療機関におけるガイドラインの適⽤範囲については、RI 規制法に基づいて規制を受ける範囲になる。
下限数量以下の短寿命の⾮密封線源のうち、RI 規制法の対象外の線源の使⽤においては、平成 17 年 7 ⽉⽂部科学省原⼦⼒安全課事務連絡「放射線障害防⽌法及び関係政省令等の改正の内容」（以下、事務連絡という。
）に従うとともに、ガイドラインが適⽤される。

2.2 ガイドラインの適用対象となる短寿命 RI・ガイドラインの適用対象となる RI は、半減期が 15 日以内とする。
解説等：
ガイドラインの第 3 章で⽰しているように、通知に基づく許可申請の際の評価の計算⽅法に実測に基づく数値を使⽤することに対して、その数値の信頼性を第 4 章に述べる信頼性担保の⽅法を使⽤して担保し、加えて第 5 章に記した教育及び訓練を通じて、その⼿順を遵守させることによって、合理的かつ現実的な⽅法での安全を確保する。ガイドラインでの評価⽅法は、従来からの評価⽅法と同様の⽅法に基づいており、第３章から第５章に記載の⽅法を実施することで限定された使⽤⽅法かつ安全性を担保した状態での使⽤が確保されるため、RI 管理区域及び事業所における線量限度を超えずに、短寿命 RI を取り扱えると判断できる。⼀⽅で、⼤量使⽤が期待されている RI は、医療を⽬的としたものである。実際、医療での利⽤が期待されているα線及びβ線放出核種及び PET 核種の⼤多数は半減期が 15 ⽇以内である。

8

そこで、今後、利⽤の拡⼤が期待される 225Ac では、その親核種である 225Ra からミルキングにより取り出すことを考え、225Ra の半減期(14.9 ⽇)を考慮して必要性の観点を重視して、ガイドラインの適⽤対象となる短寿命 RI の半減期は 15 ⽇以内とした。第３章に⽰すとおり許可使⽤数量設定のための評価において、従来からの評価⽅
法と同様の⽅法を採⽤しているため、半減期が 15 ⽇以内の核種は、全てガイドライ
ンが適⽤可能である。なお、ガイドラインは医療以外の⽬的でも適⽤可能である。また、数量告⽰別表１の「放射線を放出する同位元素の数量及び濃度」に放射平衡中の⼦孫核種を含むと記されている RI のうち半減期が 15 ⽇以内の RI においては、単離されることがない限り、その⼦孫核種もガイドラインの適⽤対象である。

9

第 3 章 評価の方法
原⼦⼒規制委員会への使⽤許可申請において、許可使⽤数量設定のための評価に使⽤する遮へい能⼒、空気中 RI 濃度、排気⼝の空気中 RI 濃度、排⽔中の RI 濃度は、通知に⽰されているモデルに基づいて⾏われている。本章は、本ガイドラインが適⽤される短寿命の⾮密封 RI の許可使⽤数量設定のための評価⽅法を記載している。したがって、本章で述べる評価⽅法で⽤いた使⽤条件は、原⼦⼒規制委員会に申請する許可申請書に記載されるものである。
ガイドラインでは、従来からのモデルを使⽤した⽅法は維持しつつ、計算に⽤いる数値として実測値に基づいた数値を使⽤してもよいものとする。ただし、実測に基づいた数値を使⽤する場合は、不確かさを考慮する。不確かさの求め⽅と不確かさを考慮した実測値の⽤い⽅については、附属書（３）に記した。実測に基づいた数値は、他の許可事業所で得られたデータと同じと考えてよい根拠を⽰すことが出来れば、その値を⽤いて評価してよいこととする。これは、医療施設にて、他の施設で既に確⽴された⼿順に従って⾮密封 RI を使⽤する場合を想定しており、同様の数量を同様の⽅法及び設備で使⽤する場合に限られる。他の事業所で得られたデータを⽤いて評価した場合も、第４章及び第５章に記載した活動を実施する必要がある。
短寿命 RI の最⼤の特徴は、短時間に減衰することにある。例えばガイドラインの適⽤対象である半減期 15 ⽇の RI は、8 時間経過すると 1.5%の減衰が⾒込まれる。さらに短い半減期の RI では、より⼤きな減衰が⾒込まれるため、減衰を考慮して評価できるものとした。
α線放出核種の場合、数量告⽰別表で定められている空気中 RI 濃度限度、排気中⼜は空気
中 RI 濃度限度、排液中⼜は排⽔中 RI 濃度限度の数値はβ線放出核種に⽐べてかなり⼩さい。例えば、225Ac のハロゲン化物、硝酸塩、酸化物及び⽔酸化物以外の化合物での空気中濃度限度は 2 × 10-5 Bq/cm3 である。225Ac と同じく核医学治療研究で⽤いられている 177Luの空気中濃度限度は 2 × 10-2 Bq/cm3 であるため、α線放出核種についてはわずかな減衰でも、それを考慮できることは放射線事業所での使⽤数量設定に⼤きな効果がある。ガイドラ
インでは、許可使⽤数量算定のための評価をより合理的に⾏うために、RI の減衰を考慮するか否かを許可事業所が選ぶことができることとする。
3.1 遮へい能力の評価
3.1.1 人が常時立入る場所における評価・作業室については、放射線業務従事者が 1 日最大使用数量を使用している状況を想定する。ただし、短寿命 RI については減衰を考慮するか否かを許可事業所が選択できる。減衰を考慮する場合は、1 回の使用あたりの最大使用数量と使用時間を規定すること。
解説等：

10

減衰を考慮する場合は、1 回あたりの使⽤時間を規定し、使⽤時間を遵守していることを証明することができるようにする必要がある。なお、⼈が常時⽴⼊る場所
における評価は 1 週間で⾏うため、1 回の使⽤において考慮できる減衰は最⼤でも1 週間（24 時間 × 7 ⽇間 ＝ 168 時間）になる。
3.1.2 RI 管理区域境界における評価
・使用中の非密封の短寿命 RI については、減衰を考慮するか否かを許可事業所が選択できる。減衰を考慮する場合は、3 月間のうち、短寿命 RI を受入れる頻度を仮定し、評価すること。
解説等：
3.1.1.での最⼤使⽤数量、使⽤時間で減衰を考慮する。
3.1.3 事業所境界における評価
・使用中の非密封 RI について、短寿命 RI については減衰を考慮するか否かを許可
事業所が選択できる。減衰を考慮する場合は、3 月間のうち、短寿命 RI を受入れる頻度を仮定し、評価すること。
解説等：
3.1.1.での最⼤使⽤数量、使⽤時間で減衰を考慮する。
3.2 作業室（人が常時立入る場所）の空気中 RI 濃度の評価
・各作業室の空気中 RI 濃度の算出に用いる飛散率は、実測に基づいた数値を使用するか否かを許可事業所が選択できる。
解説等：
通知では、各作業室の空気中 RI 濃度は、核種ごとの 1 週間の空気中平均濃度として、次式より求める。通知で⽰されている式の⽂⾔と統⼀させるために、以降の式及びその説明においては、評価対象の RI を対象核種と表記した。
（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１⽇最⼤使⽤数量）×（１週間あたりの使⽤⽇数）×（⾶散率）（１週間の総排気量）(1)

ここでは、数量告⽰別表２の空気中濃度限度の単位に合わせて、対象核種の１週間平均濃度の単位は Bq/cm3 を⽤いる。したがって、１⽇最⼤使⽤数量は Bq、１週間の11総排気量は cm3 を⽤いる。なお、１週間あたりの使⽤⽇数と実測に基づいた⾶散率
は無次元数である。
通知では、⼈が常時⽴ち⼊る場所における⾶散率は以下と定められている。
フード内でのみ取扱うとき

気体: 10-1、液体・固体：10-3

それ以外のとき

気体: 1、液体・固体：10-2

１週間平均濃度に使⽤する⾶散率は、⼈が常時⽴ち⼊る場所の対象核種の平均濃度を計算するため使われている。⼈は 40 時間/週（８時間/⽇）、常時⽴ち⼊る場所に⽴ち⼊ることとされている。(1)式では、1 週間あたりの使⽤⽇数で計算されているが、1 回の最⼤使⽤数量、使⽤時間、及び使⽤回数を規定して、空気中平均濃度を算出することも可能である（以下、空気中平均濃度でこの⽅法を⽤いる場合は、同様の⽅法で扱ってよい）。ガイドラインは短寿命 RI を対象にしており、加えて実測に基づいた⾶散率を使⽤するため、使⽤時間を規定して評価する⽅法をとることになる。そのため、ガイドラインでは、⾶散率を「使⽤する RI の数量に対する使⽤時間あたりの⾶散する RI の量の割合」と定義し、(2)式を使⽤する。
（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１回の最⼤使⽤数量）×（実測に基づいた⾶散率）×（１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）(2)

ここで、(2)式の「実測に基づいた⾶散率」は、1 回あたりの使⽤時間を規定して、その使⽤時間での⾶散率を直接的に求めてもよいし、「単位時間あたりの⾶散率」を求めて(3)式に⽰すとおり「単位時間あたりの⾶散率」に「１回あたりの使⽤時間」を乗ずることで「実測に基づいた⾶散率」を導出してもよい。
（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１回の最⼤使⽤数量）×（単位時間あたりの⾶散率）×（１回あたりの使⽤時間）×（１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）(3)
これらの場合、1 週間あたりの使⽤回数を規定するとともに、1 ⽇最⼤使⽤数量を設定するために、1 ⽇あたりの使⽤回数も規定すること。
・フードで取扱う場合は、フードから作業室内への逆流率として 10-1 を使用する。理論計算等で逆流率を算出できる場合は、その数値を使用してもよい。

12

解説等：
前述のように通知では、⼈が常時⽴ち⼊る場所における⾶散率は、「フード内でのみ取り扱う場合の⾶散率」と「それ以外のときの⾶散率」が定められている。通知における「それ以外のときの⾶散率」は、⼈が常時⽴ち⼊る場所で RI を実際に扱い、⼈が常時⽴ち⼊る場所で RI の⾶散が起こっている想定である。⼀⽅、⼈はフード内には常時⽴ち⼊らない。このため、「フード内でのみ取扱うときの⾶散率」は、局所排気装置であるフード内から RI が漏れ出て⼈が常時⽴ち⼊る場所（作業室）に流れ込むことが想定されている。したがって、「フード内でのみ取扱うときの⾶散率」は、「それ以外のときの⾶散率」に「フード内から作業室への流れ込む率」を乗じていると考えることが妥当である。実際、排気⼝の空気中 RI 濃度を計算するときの⾶散率
は、通知では「フード内でのみ取り扱うときの⾶散率」と「それ以外のときの⾶散率」
は同⼀で、気体は 1、液体・固体は 10-2 を使⽤することが定められている。そのため、通知における⼈が常時⽴ち⼊る場所においては、「フード内でのみ取り扱うときの⾶散率」はフード内で⾶散する RI のうち 1 割がフード内から作業室へ流れ込み、9 割が作業室を経由せずに直接排気されると考えて導出された⾶散率である。また、「それ以外のときの⾶散率」は、⾶散した RI の全量が作業室から排気されると考えてよい。そこで、「フード内から作業室へ RI が流れ込む率」を「逆流率」とすると、通知で⽰された⾶散率の数値を考えれば、逆流率（フード内から作業室への流れ込む率） = 10-1(4)となる。そのため、逆流率の実測または計算が困難な場合は 10-1 を使⽤する。この計算⽅法に基づいて、通知での⼈が常時⽴ち⼊る場所における「フード内でのみ取り扱う場合の⾶散率」は、⾔い換えると「フードで使⽤した場合の作業室への⾶散率」であり、これは、「フード内に⾶散する RI の⾶散率」に逆流率を乗じたものであるため、(5)は(5ʼ)と同⼀である。
(フード内でのみ取扱うときの⾶散率) =（フードで使⽤した場合の作業室への⾶散率）＝（それ以外のときの⾶散率）×（逆流率）(5)(フードで使⽤した場合の作業室への⾶散率) = （フード内に⾶散する RI の⾶散率）×（逆流率）

(5ʼ)

13

⾶散率として実測に基づいた数値を使⽤する場合は、(5ʼ)式の「フード内に⾶散する
RI の⾶散率」を「実測に基づいた⾶散率」に置き換えればよいので、(フードで使⽤した場合の作業室への⾶散率) ＝ （実測に基づいた⾶散率）×（逆流率）(5ʼʼ)となる。したがって、フード内でのみ取り扱う場合は、(2)及び(3)式を変形して以下のようにできる。
（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１回の最⼤使⽤数量）×（実測に基づいた⾶散率）×（逆流率）×（１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）(6)（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１回の最⼤使⽤数量） × （単位時間あたりの⾶散率） × （１回あたりの使⽤時間） × （逆流率） × （１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）(7)
・作業室に汚染の広がりを防止する装置として、フードが設けられている場合であって、RI を捕集する能力をもつ排気フィルター付きの RI 飛散防止装置（以下、飛散防止装置）を使用する場合においては、RI は飛散防止装置の排気口から放出される RIの排出率（以下、排出率）の実測に基づいた値から平均濃度を算出する方法を用いる。
飛散防止装置はフード内に設置するか、飛散防止装置の排気口をフード内に設置し、さらに排気口をフードの排気口に向けること。排気口のみをフードに設置した場合
は、RI 使用中において排気口以外の部位からの RI の漏出が無いことを確認すること。
解説等：
グローブボックスは、汚染しやすい気体や液体が室内に漏えいすることを防ぐ装置で、その排気⼝は施設の排気ダクトに接続する。⼀⽅、⾶散防⽌装置は、⾶散しやすい核種を⼈が⽴⼊らない（⽴⼊ることが出来ない）隔離型のボックス等で取り扱う
ことによって RI の作業室内への⾶散を防ぐ点はグローブボックスと同じであるが、RI フィルターを介して⾶散防⽌装置からフード内に排気される構造になっている点が異なる。⾶散防⽌装置の排気⼝に RI フィルターを設置することで、⾶散防⽌装置からの排気は浄化される。このような⾶散防⽌装置が海外の施設にて 211At の取り扱
いで使⽤されており、隔離ボックス内では、作業が⾏いやすいよう、圧⼒バランスを容易に調整できるため技術的利得が極めて⼤きい旨、⽂献４にて報告されている。図14

１及び図２にその概略図を⽰す。⾶散防⽌装置内は、吸気⼝から排気⼝へ装置内の空気が流れるように設定し、吸気⼝からの逆流がないようにセットアップする。また、⾶散防⽌装置の使⽤においては、フードの開⼝部における⾯速が基準値を保つように⾶散防⽌装置の排⾵を設定すること。
排気フード
飛散防止装置の排気口

飛散防止装置フィルター

吸気

図１. 隔離ボックスの概略図（フード内設置の場合）

排気飛散防止装置フード
飛散防止装置の
排気口

吸気
フィルター

図２. 隔離ボックスの概略図（フード外設置の場合）
⾶散防⽌装置を使⽤した場合、⾶散防⽌装置内で⾶散した RI は RI フィルターで浄化された後にフード内に流⼊する。そこで、⾶散防⽌装置内で⾶散した RI がフード内に流れ込む率を排出率とする。排出率は、通知における透過率と同じような関係にあるが、排出率と透過率はそれぞれ使⽤する場⾯が異なるため、ガイドラインでは異なる⽤語を定めた。したがって、⾶散防⽌装置を使⽤した場合、

15

(フード内に⾶散する RI の⾶散率) ＝(⾶散防⽌装置内に⾶散する RI の⾶散率)×(排出率)(8)となる。ここで(8)式を(5ʼ)式に代⼊すると、(フードで使⽤した場合の作業室への⾶散率) =(⾶散防⽌装置内に⾶散する RI の⾶散率)×(排出率)×(逆流率)(8ʼ)

「実測に基づいた⾶散率」は、「⾶散防⽌装置内に⾶散する RI の⾶散率」であるた
め、以下になる。
(フードで使⽤した場合の作業室への⾶散率) =(実測に基づいた⾶散率)×(排出率)×(逆流率)(8ʼʼ)

したがって、(2)及び(3)式を変形して以下のようにできる。

（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１回の最⼤使⽤数量）×（実測に基づいた⾶散率）×（排出率）×（逆流率）×（１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）(9)（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１回の最⼤使⽤数量）×（単位時間あたりの⾶散率）×（１回あたりの使⽤時間）×（排出率）×（逆流率）×（１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）(10)
⾶散防⽌装置をフード内に設置した場合⼜は⾶散防⽌装置の排気⼝をフード内に設置した場合は、排気⼝から排出された RI の空気中濃度の評価には、作業室内への逆流率 10-1 を使⽤する。理論計算等で逆流率を算出できる場合は、その数値を使⽤してもよい。
・短寿命 RI については減衰を考慮するか否かを許可事業所が選択できる。減衰を考慮する場合は、１週間のうち、短寿命 RI を使用する回数を規定し、評価すること。
解説等：
短寿命 RI は使⽤中に減衰するため、減衰を考慮したほうがより合理的な評価にな

16

ると判断される。減衰を考慮する場合は、(2)、(6)、(9)式に１回使⽤あたりの平均減衰項(11)を使⽤した(2ʼ)、(6ʼ)、(9ʼ)を⽤いる。
"（1 回使⽤あたりの平均減衰項）= ∫# 𝑒𝑥𝑝( − 𝜆𝑡)𝑑𝑡/𝑡(11)t ＝（使⽤時間）λ ＝（対象核種の壊変定数）（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１回の最⼤使⽤数量） × （１回使⽤あたりの平均減衰項） × （実測に基づいた⾶散率） × （１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）(2ʼ)（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１回の最⼤使⽤数量）×（１回使⽤あたりの平均減衰項）×（実測に基づいた⾶散率）×（逆流率）×（１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）(6ʼ)（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１回の最⼤使⽤数量）×（１回使⽤あたりの平均減衰項）×（実測に基づいた⾶散率）×（排出率）×（逆流率）×（１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）(9ʼ)
あるいは、単位時間あたりの⾶散率を⽤いて(3)、(7)、(10)に減衰に関する項が加わる形に変形した(3ʼ)、(7ʼ)、及び(10ʼ)を⽤いる。1 回の使⽤時間における減衰率の積分値は以下の(12)式を⽤いる。
"（使⽤時間における減衰率の積分値）＝∫# 𝑒𝑥𝑝( − 𝜆𝑡)𝑑𝑡(12)t ＝（使⽤時間）λ ＝（対象核種の壊変定数）（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１回の最⼤使⽤数量）×（単位時間あたりの⾶散率）×（使⽤時間における減衰率の積分値）×（１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）

(3ʼ)

17

（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１回の最⼤使⽤数量）×（単位時間あたりの⾶散率）×（使⽤時間における減衰率の積分値）×（逆流率）×（１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）(7ʼ)（対象核種の 1 週間平均濃度）＝（対象核種の１回の最⼤使⽤数量）×（単位時間あたりの⾶散率）×（使⽤時間における減衰率の積分値）×（排出率）×（逆流率）×（１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）(10ʼ)
3.3 排気口空気中の RI 濃度の評価
・排気口における空気中 RI 濃度の算出に用いる飛散率及び透過率は、実測に基づいた数値を使用するか否かを許可事業所が選択できる。
解説等：
通知における排気⼝の空気中 RI 濃度は、3 ⽉間の平均濃度で評価される。核種ごとの 3 ⽉間の空気中平均濃度は、(13)式より求めることとされている。
(対象核種の 3 ⽉間平均濃度）＝（対象核種の３⽉間使⽤数量）×（⾶散率）×（透過率）(13)（３⽉間の総排気量）

⾶散率：

気体: 1、液体・固体：10-2

透過率：HEPA フィルター

気体（ヨウ素含む）:1
液体・固体: 10-2

チャコールフィルター

ヨウ素：0.1 (厚さ 5 cm)
0.2 (厚さ 2.5 cm 以上 5 cm 未満)(13)式の⾶散率及び透過率に実測に基づいた数値を適⽤して(14)⼜は(15)式を使⽤する。
「実測に基づいた⾶散率」は、1 回あたりの使⽤時間を規定して、その使⽤時間での⾶散率を直接的に求めてもよいし、「単位時間あたりの⾶散率」に「１回あたりの使⽤時間」を乗ずることで「実測に基づいた⾶散率」を導出してもよい。透過率を実測することが困難な場合は、通知に⽰されている透過率を使⽤する。
（対象核種の 3 ⽉間平均濃度）＝18

（対象核種の３⽉間使⽤数量）×（実測に基づいた⾶散率）×（透過率）（３⽉間の総排気量）(14)（対象核種の 3 ⽉間平均濃度）＝（対象核種の３⽉間使⽤数量）×（単位時間あたりの⾶散率）×（１回あたりの使⽤時間）×（透過率）（３⽉間の総排気量）(15)

・飛散防止装置を用いた場合は、排出率の数値から平均濃度を算出する方法を用いる。
解説等：
⾶散防⽌装置を使⽤した場合の核種ごとの 3 ⽉間の空気中平均濃度は、(16)式⼜は(17)式より求める。
(対象核種の 3 ⽉間平均濃度）＝（対象核種の３⽉間使⽤数量）×（実測に基づいた⾶散率）×（排出率）×（透過率）（３⽉間の総排気量）(16)(対象核種の 3 ⽉間平均濃度）＝（対象核種の３⽉間使⽤数量）×（単位時間あたりの⾶散率）×（１回あたりの使⽤時間）×（排出率）×（透過率）（３⽉間の総排気量）(17)

・短寿命核種については、使用中の減衰を考慮するか否かを許可事業所が選択できる。
解説等：
短寿命核種では、使⽤中の減衰を考慮したほうが、より合理的な評価になると判断されるため、減衰を考慮してもよいものとする。ただし、３⽉間の使⽤回数を規定すること。この場合、(14)式は(14ʼ)式に、(16)式は(16ʼ)式になる。
"（1 回使⽤あたりの平均減衰項）= ∫# 𝑒𝑥𝑝( − 𝜆𝑡)𝑑𝑡/𝑡(11)t ＝（使⽤時間）λ ＝（対象核種の壊変定数）（対象核種の 3 ⽉間平均濃度）＝（対象核種の３⽉間使⽤数量）×（１回使⽤あたりの平均減衰項）×（実測に基づいた⾶散率）×（透過率）（３⽉間の総排気量）

(14ʼ)

19

(対象核種の 3 ⽉間平均濃度）＝（対象核種の３⽉間使⽤数量）×（１回使⽤あたりの平均減衰項）×（実測に基づいた⾶散率）×（排出率）×（透過率）（３⽉間の総排気量）(16ʼ)
単位時間あたりの⾶散率を使⽤する場合は、(15)式は(15ʼ)式に、(17)式は(17ʼ)式になる。
"（使⽤時間における減衰率の積分値）＝∫# 𝑒𝑥𝑝( − 𝜆𝑡)𝑑𝑡(12)t ＝（1 回あたりの使⽤時間）
λ ＝（対象核種の壊変定数）（対象核種の 3 ⽉間平均濃度）＝（対象核種の３⽉間使⽤数量）×（単位時間あたりの⾶散率）×（使⽤時間における減衰率の積分値）×（透過率）（３⽉間の総排気量）(15ʼ)（対象核種の３⽉間平均濃度）＝（対象核種の $ ⽉間使⽤数量）×（単位時間あたりの⾶散率）×（使⽤時間における減衰率の積分値）×（排出率）×（透過率）（３⽉間の総排気量）(17ʼ)
排気⼝の空気中の RI 濃度の評価は 3 ⽉間であるが、1 回の使⽤は、⼈が常時⽴⼊る場所における評価の期間である 1 週間で⾏うため、考慮できる減衰は最⼤でも 1
週間（24 時間 × 7 ⽇間 ＝ 168 時間）までである。
・短寿命 RI については、使用中に作業室から排気口に至るまでの減衰を考慮するか否かを許可事業所が選択できる。
解説等：
15

O（半減期 2.03 分）のように、超短寿命核種では作業室から排気⼝に⾄るまでに減衰が起こる。したがって、根拠があれば、その減衰を考慮するほうがより合理的な評価になると判断されるため、減衰を考慮してよいものとする。作業室での放射能と排気ダクトを通って排気⼝を出た時点の放射能の⽐を do とすると、(14ʼ)式および(16ʼ)式は以下となる。

20

（対象核種の 3 ⽉間平均濃度）＝"対象核種の３⽉間使⽤数量#× 𝑑𝑜 ×（１回の使⽤あたりの平均減衰項）×（実測に基づいた⾶散率）×（透過率）（３⽉間の総排気量）(14ʼ)(対象核種の 3 ⽉間平均濃度）＝%対象核種の３⽉間使⽤数量&× 𝑑𝑜 ×（１回の使⽤あたりの平均減衰項）×（実測に基づいた⾶散率）×（排出率）×（透過率）（３⽉間の総排気量）(16ʼ)
なお do の算出⽅法については、附属書（４）「15O における⾶散率、作業室から排気⼝に⾄るまでの減衰の計算⽅法」に計算⽅法が記されている。
3.4 排水中の RI 濃度の評価
・排水に係る RI 濃度の算出に用いる混入率は、使用方法や除染方法を定めることにより、実測に基づいた数値を使用することを許可事業所が選択できる。
解説等：
排⽔ 1 回ごとの排⽔中の RI 濃度は(18)式より求める。
(対象核種の排⽔１回ごとの排⽔中の RI の濃度）＝（対象核種の１⽇最⼤使⽤数量）×（混⼊率）（１⽇あたりの貯留量）(18)

使⽤器具の除染において、条件（例：排⽔せずに RI 廃液として回収する洗浄回数、洗浄液の種類、⽅法等）を定めて混⼊率を実測に基づいた数値として算定した場合には、(18)式の混⼊率にその値を使⽤することができる。⼀⽅、⼀般的には実作業において常に混⼊率が⼀定の値となるとは限らないため、ガイドラインでは、推奨する⽅法を例⽰することはしない。混⼊率を実測することが困難な場合は、以下の混⼊率を使⽤する 8),16)。

混⼊率*：⼀般的な化学実験 0.01
動物実験 0.1
但し、糞尿を回収する場合 0.01

21

*動物実験の混⼊率は⽂献 16 の留意事項を踏まえて適切に設定すること。
・貯留槽に貯留されている期間の減衰を考慮してもよい。
（排⽔１回ごとの排⽔中の RI の数量）＝（１⽇最⼤使⽤数量）× （混⼊率） × （貯留期間減衰率）

貯留期間減衰率 = 𝑒𝑥𝑝(−𝜆𝑡)

(19)
(20)

𝜆 = 対象核種の壊変定数

t ＝（貯留期間：作業室等から排⽔された⽇から、放流開始前⽇までの期間⼜は3 ⽉間の平均濃度算定までの⽇）
解説等：
短寿命核種は、貯留期間中も減衰するため、貯留期間の減衰も考慮に⼊れることができるものとしている。計算例は、附属書（５）「貯留槽中の RI の減衰に関する計算例」に記されている。

22

第 4 章 信頼性担保の方法
現在でも⾶散率等について実測の数値を使⽤することは認められているが、同じ使⽤条
件での数値が論⽂発表されていることが求められており、現実的にはハードルが⾮常に⾼い。許可使⽤数量算定のための評価に⾶散率等の実測に基づいた数値を取り⼊れることに関しても、許可事業所が IAEA 基本安全原則のとおり安全のための⼀義的な責任をもって⾏うことが重要である。本章は、許可使⽤数量等の算定のための評価で使⽤する数値データ
について、論⽂で公表する以外の⽅法で信頼性を担保する⽅法及び許可を受けた後に装備すべきマニュアルについて記載する。なお、実測に基づいた数値を評価に使⽤する場合は、各許可事業所で実際に試験を実施し、その数値の信頼性の担保の組織体制を構築する必要がある。他の事業所で得られたデータを⽤いる場合も、他の許可事業所で得られたデータと同じと考えてよい根拠を⽰すことが必要であり、そのことを承認する組織体制及び許可を受けた後に装備すべきマニュアルを備える必要がある。
許可取得後は、ガイドラインに基づいた核種を使⽤する際に⽤いる機器及び設備が不良の状態で使⽤することが無いよう、点検する必要がある。
4.1 責任体制の構築
・試験には試験責任者を任命すること。許可事業所は、実測データの取得試験等に関する事項を審議・承認する組織体制を構築すること。
解説等：
実測データ取得の試験では、各事業所内でプロジェクトチームを作り、プロジェク
トリーダーを試験責任者、その他に試験実施者を置く体制が⼀例として挙げられる。
実測データ取得試験等に関する事項を承認する委員会等の組織の例としては、プロ
ジェクトチームの結成に関する事項やプロジェクトチームが作成した試験報告書に基づいて、実測データについて承認し、その責任を負う組織体制が挙げられる。許可
使⽤数量の評価の際には、不確かさを考慮して、⾶散率等の数値を安全側に数値設定することが必要であるが、この組織（委員会）がその数値の設定等のデータ取扱に関する事を協議・承認すること。責任体制の例については、附属書の（６）に⽰した。
他の事業所で得られたデータを⽤いる場合も、事業所で実際に使⽤する数量、⽅法、及び設備が、他の事業所で得られたものと同様であることを承認するために、責任体制を構築する必要がある。その⼀例としては、附属書（６）の放射線安全委員会が挙げられる。
・実測データの取得に関して、許可事業所は、試験方法やその結果について非密封 RIの取扱い方法に習熟した者のうち、飛散率等導出試験についての知識をもつ学識経験者がピアレビューする体制を構築すること。レビュアーの任命は、その試験に関す

23

る事項等を審議・承認する組織の長が行う。レビュアーには上記の試験等に携わっていない組織外の者を含めること。
解説等：
実測データの信頼性担保のために、データが適切な⽅法で取得されていることを確認する体制の構築が必要である。ここでは、プロジェクトチーム等における試験責
任者等が作成した試験内容及び試験結果についての報告をレビュアーが査読して、正しく試験が実施されていることを確認することや、試験⽅法等に問題がある場合
は、再試験の提案をする等の⼿続きが⼀例として挙げられる。したがって、レビュア
ーは、⾮密封 RI の取扱い⽅法に習熟し、⾶散率等導出試験について知識をもつ学識経験者とする。
・許可申請や立入検査等の際に、データが実測されたものであることを証明することが求められる場合に備えて、実測データ取得試験に関係した記録及びデータは、許可事
業所内にて保管すること。保管にあたっては、実測データの取得試験等に関する事項を審議・承認する組織の長が保管責任者を任命すること。また、実測データの取得試
験等に関する事項を審議・承認する組織が保管期間を規定すること。
解説等：
実験ノートや測定データ、レビューの過程の記録といったものは、データの信頼性を担保する上で重要な証拠となるので、⼀連のデータや記録は、許可事業所内で保管されるべきである。また、その保管においては保管責任者の任命や保管期間を規定
し、確実に保管されていることを確認することが推奨される。保管期間は、実測デー
タを使⽤した使⽤許可を受けている期間とすることが妥当である。

・許可事業所が規定した実測データの信頼性担保に関する組織の役割については、放射線障害予防規程又はその下部規程に記載すること。
解説等：
各許可事業所が規定した実測データ取得とその承認における組織の役割は、RI 規
制法施⾏規則第２１条第１項第 1 号の「放射線取扱主任者その他の RI 等⼜は放射線発⽣装置の取扱いの安全管理（RI 等⼜は放射線発⽣装置の取扱に従事する者の管理を含む。
）に従事する者に関する職務及び組織に関すること。
」にあたると判断できる
ため、放射線障害予防規程⼜はその下部規程等に記載することが必要である。他の事
業所で得られたデータを用いる場合も、承認における組織の役割を放射線障害予防24

規程⼜はその下部規程等に記載することが必要である。

4.2 許可後に装備するべきマニュアル等
・許可事業所は、許可の範囲内で使用できるように、使用手順を規定したマニュアル等を作成すること。また信頼性担保の観点から、許可事業所は、マニュアル等に記載された使用手順に従って、実際に運用されていることがわかる記録簿等を整備してお
くこと。
解説等：
使⽤許可は、特定の使⽤⼿順で得られた数値に基づいて受けているので、その⼿順の下で使⽤される必要がある。そのマニュアルの例としては、⼿順書が挙げられる。
また、その書類については、放射線取扱主任者等が確認することが必要である。加えて、RI 規制法施⾏規則第 21 条第 1 項第 15 号に定められている業務の改善活動として、決められた⼿順通りに実施できていることを確認することは重要である。

・何らかの要因により、決められた手順通りに実施出来ない場合の対処法及び手順通りに実施出来なかったことが判明した場合の対処法についてマニュアル等を作成すること。
解説等：
許可は、特定の使⽤⽅法で得られた数値に基づいて受けているので、その⼿順の下で使⽤される必要がある。したがって、その⼿順の下で取扱が出来なくなった場合に中⽌することをマニュアル等に明記するとともに、中⽌の⽅法等及び⼿順通りに実施出来なかったことが判明した場合の対処法を事前に決めておき、マニュアル等でまとめる必要がある。このマニュアル等に関しても業務の改善活動の中で検証され、改良されることが望ましい。

25

第 5 章 教育及び訓練
実測データに基づいた評価をした RI については、特定の⼿法での⾶散率等のデータを評価に使⽤している。したがって、前章の 4.2 に記したとおり、対象 RI を使⽤するための⼿順を定め、業務従事者には、その⼿順を遵守させる必要がある。本章は、教育及び訓練における位置づけとその内容について記載されている。
5.1 教育及び訓練の位置づけ
・ガイドラインに基づいて使用許可を得た RI の安全取扱に関する教育及び訓練は、RI規制法に従った教育及び訓練として実施すること。なお、本ガイドラインの対象となる RI の使用においては、手順が定められ、業務従事者は、その手順を遵守する必要があるため、その使用前に教育訓練が実施される必要がある。
解説等：
ガイドラインに基づいて使⽤許可を得た⾮密封 RI の取扱に関する教育及び訓練
は、RI 規制法に従って⾏われるべきものである。そこで、その教育及び訓練の項⽬と時間数を定め、放射線障害予防規程⼜はその下部規程に必要な事項を記載する必要がある。
RI 規制法施⾏規則第２１条の２第１項第 2 号では、
「放射線業務従事者に対する教育及び訓練は、初めて RI 管理区域に⽴ち⼊る前及び RI 管理区域に⽴ち⼊った後にあっては前回の教育及び訓練を⾏った⽇の属する年度の翌年度の開始の⽇から⼀年以内に⾏わなければならない。
」と規定されているため、この教育訓練も前回の教育及び訓練を⾏った⽇の属する年度の翌年度の開始の⽇から⼀年以内に⾏わなければならない。
5.2 教育及び訓練の対象者
・ガイドラインに基づいて使用許可を得た RI の受入れ、払出し、使用、保管、廃棄を行う放射線業務従事者が対象である。
解説等：
各事業所の状況に応じて、教育及び訓練の⽅法は、全ての業務従事者を対象にして教育及び訓練を実施してもよいし、⼀般の教育及び訓練を受けた放射線業務従事者のうち、ガイドラインに基づいた使⽤許可が得られた RI を使⽤する者が、この教育及び訓練を受講する形でもよい。

26

5.3 教育及び訓練の内容
以下に、ガイドラインに基づいて使⽤許可を得た⾮密封の短寿命 RI の安全取扱に関する教育及び訓練に必須事項と⼀般の教育訓練を合わせて受講した場合に、⼀般の教育訓練で既に教育及び訓練されていれば、省略可能な項⽬を挙げる。各項⽬は各許可事
業所の実情に応じて選択及び追加等してよい。
5.3.1 必須事項
・ガイドラインに基づいて使用許可されている RI
解説等：
許可事業所では通常、複数の RI の使⽤が許可されていると想定される。したがって、許可事業所では、⼀般的に⾏われている評価に基づいて、使⽤許可を得ている RI と、ガイドラインが適⽤されて使⽤許可を得ている RI が混在していることが想定される。したがって、ガイドラインに基づいて使⽤許可を受けている RI とその数量を放射線業務従事者に教育する必要がある。
・ガイドラインに基づいて使用許可されている RI の使用の場所
解説等：
許可事業所でガイドラインに基づいて使⽤許可されている RI の使⽤の場所がRI 管理区域全域ではない場合が想定される。この⼀例としては、動物実験を⾏う場合が挙げられる。このように RI の使⽤許可を受けている場所を特定の部屋等に制限している場合は、その場所について教育する必要がある。
・ガイドラインに基づいて使用許可されている RI の使用手順
解説等：
ガイドラインに基づいて使⽤許可されている RI の数量は、ある⼿順の下で得られた⾶散率等の数値を⽤いて評価されたものである。そこで、4.2 に⽰された使⽤⼿順を放射線業務従事者に説明する必要がある。この中で、ヒヤリハット事例等、その⼿順内で注意すべき操作等について教育することが望ましい。また、管理者
が、1 ⽇最⼤使⽤数量を超えていないことを確認するために、⼤量に使⽤する場合の⼿続の⽅法についても教育することが望ましい。

27

・定められた手順通りに実施出来ない場合の対処方法
解説等：
ガイドラインに基づいて使⽤許可されている核種は、その使⽤⼿順が定められている必要がある。そのため、4.2 で⽰したように使⽤⼿順についてのマニュアル
だけでなく、定められた⼿順通りに実験が実施できない場合の対処⽅法及び実験終了後に定められた⼿順では実験が実施できなかったことが判明したときの対処⽅法をまとめたマニュアルが作成されている。そこで、このマニュアルの内容について、教育及び訓練を実施すべきである。
5.3.2 必須事項であるが、一般の教育訓練で既に実施済みで、ガイドラインに基づく
RI を使用する業務従事者が受講済みならば、省略可能な項目
・RI 使用時の放射線測定機器の操作方法解説等：
通常の⾮密封 RI の使⽤と同様、ガイドラインに基づいて使⽤許可されている RIの使⽤時にも、常に汚染については注意を払う必要がある。特に、α線放出核種の場合は、表⾯汚染密度限度が 4 Bq/cm2 とβ線放出核種に⽐べて厳しく設定されているため、汚染を発⾒した場合には速やかに除染すること及び汚染の拡がりを防⽌する対策をとることが必要である。これらの汚染の発⾒には、放射線測定器の使⽤が必須であり、その操作⽅法を教育する必要がある。また、各 RI の性状に応じて、使用する測定器が異なるため、許可事業所は、放射線量の異常や汚染の発見が出来る適切な放射線測定器を用意する必要がある。
・ガイドラインに基づいて使用許可されている RI の保管方法解説等：ガイドラインに基づいて使⽤許可されている RI の保管の⽅法を教育する必要がある。通常の⾮密封 RI の保管と同様であれば、通常の教育訓練で教える内容と同⼀でもよい。
・ガイドラインに基づいて使用許可されている RI の廃棄方法解説等：ガイドラインに基づいて使⽤許可されている RI の廃棄の⽅法を教育する必要がある。通常の⾮密封 RI の廃棄と同様であれば、通常の教育訓練で教える内容と同28

⼀でもよい。現状、許可廃棄業者は、⼀部の核種を除いてα線放出核種を含む廃棄物を引き取らないため、その保管廃棄の⽅法について、教育する必要がある。保管
廃棄の⽅法の教育内容の例としては、β線放出核種や PET 核種等と廃棄物が混在しないように保管廃棄するといったことが挙げられる。
・ガイドラインに基づいて使用許可されている RI についての記帳の方法
解説等：
ガイドラインに基づいて使⽤許可されている RI の受⼊れ、払出し、使⽤、保管、廃棄に関する帳簿に記帳する必要がある。記帳においては、許可の条件以内であることを確認できるように記帳項⽬を定めることが必要である。なお、通常の⾮密封
RI における記帳⽅法と同様であれば、通常の教育訓練で教える内容と同様でもよい。
・緊急時の対応
解説等：
地震、⽕災その他の災害が起こったときの措置、危険時の措置、事故時の措置等について、教育する必要がある。なお、通常の⾮密封 RI における対応⽅法と同様
であれば、通常の教育訓練で教える内容と同様でもよい。
・その他、施設特有の事項
解説等：
短寿命 RI の使⽤にあたって施設特有の取り決め等あれば、教育すべきである。
また、RI 規制法の法律施⾏令第⼀条の⼆の原⼦⼒規制委員会が定める放射性同位元素（特定放射性同位元素）の数量以上のものを取扱う場合は、特定放射性同位元素の防護のために必要な教育及び訓練が必要である。

29

附属書
（１） 非密封 RI の許可使用者以外の者による下限数量以下の短寿命の非密封線源の使用のガイドライン
ここでは、RI 規制法で定められている放射性同位元素（RI）と区別するために、本ガイドラインが適⽤される半減期 15 ⽇以内の下限数量以下の放射性同位体については、「下限
数量以下の短寿命の⾮密封線源」という。
1.1 非密封 RI の許可使用者以外の者による下限数量以下の非密封線源の使用の事務連絡内容
⾮密封 RI の許可使⽤者以外の者による⾮密封線源の使⽤については、法令の規定は無い
が、その⽅法が事務連絡で⽰されている。その内容を以下に記す。
下限数量以下の⾮密封線源の使⽤は、その使⽤・保管・運搬・廃棄について規制を要しないレベルである。⼀⽅で、RI 規制法では、所持の制限があるため、事業所に所持する⾮密封線源の数量の和が下限数量を超えるときは、あらかじめ使⽤の許可を受けることが必要になる。許可使⽤者以外の者による下限数量以下の⾮密封線源の使⽤については上記を踏まえた運⽤を図る。事業所内における⾮密封線源の数量は、使⽤する数量のみならず、保管している⾮密封線源等、事業所内にある⾮密封線源の数量の全てを加えて計算し、総数量が下限数量以下であれば、許可は要しない。総数量が下限数量を超えれば、使⽤の許可を受けることが必要である。
RI 規制法の許可使⽤者が、許可事業所に有している⾮密封線源を下限数量以下に⼩分け
して、RI 規制法の許可・届出事業所ではない事業所に引き渡すには、使⽤の⽬的、使⽤の⽅法にそのことを追加するほか、RI の流通の経路把握のために、RI 規制法の販売業の届出をすることが⽰されている。事務連絡では Q&A が⽰されているが、そのうち、ガイドラインに関係するものについて、ここで記す。
１）許可使⽤者以外の者が、下限数量以下の⾮密封線源を使⽤する場合において、許可使⽤者以外の者の事業所が下限数量を超えるものを廃棄したのではないかという懸念が⽣じたとき、その事業者⾃⾝が下限数量以下であることを証明することが求められると考えられる。
２）許可使⽤者以外の者の汚染された物の取扱いは、法令の廃棄の基準ではない。そのため、事業所内の汚染された物に付着している数量も事業所内における数量に含めて計算し、下限数量以下にする必要がある。
３）譲渡を継続して⾏う場合、無償譲渡であっても販売業の届出が必要である。譲渡を継続
して⾏う⾏為は、通常、使⽤の⽬的の範囲外であり、「使⽤」としては馴染みにくい。このような⾏為は、販売業の届出の上、⾏うことが適切と考える。

30

1.2 非密封 RI の許可使用者以外の者による下限数量以下の短寿命の非密封線源の使用のガイドライン
事務連絡により、RI の流通の把握のために下限数量以下の短寿命の⾮密封線源を RI 規制
法の許可・届出事業所ではない事業所に引き渡すには、使⽤の⽬的、使⽤の⽅法に下限数量以下の線源を RI 規制法の許可・届出事業所ではない事業所に引き渡すことを追加するほか
RI 規制法の販売業の届出をすることが⽰されている。この項では、ガイドラインで対象としている短寿命 RI のうち、規制の対象外と考えてよい下限数量以下にまで減衰した⾮密封線源について、RI 規制法で使⽤許可を受けていない事業所で安全に使⽤するための⽅法をまとめる。ここでは、販売業も兼ねる下限数量以下の短寿命の⾮密封線源を払い出す事業所（⾮密封 RI の許可事業所）を甲とし、受け⼊れる事業所（⾮密封 RI の許可使⽤者ではない事業所）を⼄とする。甲は許可変更申請の際に使⽤の⽬的、使⽤の⽅法に下限数量以下の短寿命の⾮密封線源を販売する旨を追加するほか、RI 等規制法の販売業の届出をする必要がある。甲は販売業者として⼄に下限数量以下の短寿命の⾮密封線源を販売（譲渡）する。
なお、甲は、販売先（⼄）が以下に掲げる項⽬を遵守できる事業所であることを原⼦⼒規制委員会に説明するために、甲が販売業を取得するときは、甲と⼄の間で覚書を交わしガイド
ラインの遵守を徹底することを両者で確認した上で、販売業の届出をすること。
1.2.1 乙へ譲渡できる試料及び数量
動物等に対する放射性薬剤の毒性試験等は薬剤開発のために重要である。短寿命 RI は
短時間で規制の対象外と考えてよい下限数量以下にまで減衰するため、RI の投与後、下限数量以下にまで減衰した動物および試料のうち、⼄において⾮臨床試験（病理学的評価等）を実施することは、薬剤の安全性を確認する上で必須かつ合理的である。またこれらの試料は、ごみと認識され販売業として販売できない放射性汚染物ではなく、下限数量以下の短寿命の⾮密封線源としての取り扱いが必要である。そこで、甲は、ガイドライン第2 章 2.2 で⽰した短寿命 RI を投与した動物や短寿命 RI を含む試料のうち、当該 RI の数
量が下限数量以下まで減衰したものを⾮臨床試験（病理学的評価等）の⽬的で使⽤する下限数量以下の短寿命の⾮密封線源として⼄に販売（譲渡）できることとする。
1.2.2 乙の事業所の範囲
RI 等の使⽤の許可を得ずに使⽤できる地理的な範囲を規定する必要がある。ここでは、
線源管理責任者が管理できる範囲の場所とし、その場所の中に許可届出事業所が存在しないものとする。線源管理責任者については、次に述べる。
1.2.3 甲および乙が実施する項目
1.2.3.1 線源管理責任者の選任下限数量以下であれば規制は受けないが、⼄は下限数量を超えないよう取扱い、使⽤31

者以外の者にも線源が使⽤されていることを⽰す必要がある。そこで、甲は⼄に線源管理責任者の選任と施設内での当該線源の管理を依頼すること。また、⼄は、下限数量以下の短寿命の⾮密封線源を使⽤することに関して、使⽤者以外にも説明をする機会を設け、当該線源の使⽤に関する⼗分な理解を得ること。⼄が説明内容、⽅法等について
甲にアドバイスを求めた場合は、甲は協⼒すること。
1.2.3.2 販売・受入れ
甲と⼄で、⼄における線源の総数量が下限数量を超えていないことの確認⽅法を取り決め、覚書に記すこと。甲が下限数量以下の短寿命の⾮密封線源を販売する際は、甲及び⼄の双⽅が線源の数量を確認するために、甲は⼄と書類を取り交わすこと。また、⼄は受け⼊れた下限数量以下の線源を第三者に転売及び譲渡する場合は、甲の確認を受けることを覚書に記すこと。なお、販売業では放射性汚染物は販売できないため、下限数量以下の短寿命の⾮密封線源として販売できるものは甲にて⾮密封 RI として管理している物に限られる。
1.2.3.3 運搬
下限数量以下の短寿命の⾮密封線源は、原則として L 型放射性輸送物に準じて運搬すること。なお、RI 規制法施⾏規則第 21 条第 1 項第 3 号の規定により、甲は、放射線障害予防規程において、運搬時の事故の措置をあらかじめ定めておかなければならな
いと規定されている。
1.2.3.4. 使用
下限数量以下の短寿命の⾮密封線源は、⼄の線源管理責任者の指⽰に従って、⼄の事
業所内で使⽤されなければならない。⼄が使⽤⽅法等で甲にアドバイスを求めた場合
は、甲は協⼒すること。
1.2.3.5 廃棄
⼄における使⽤後の下限数量以下の短寿命の⾮密封線源の廃棄については、廃棄物の処理及び清掃に関する法律の規制を受ける。⼄の線源管理責任者は、廃棄物の処理について事前に甲と⼗分に相談しておくとともに、「使⽤許可を持たない施設における下限数量以下の⾮密封 RI の使⽤に関する安全取扱マニュアル」17)に従って、責任をもって適切に処理すること。なお、⼄が甲にアドバイスを求めた場合は、甲は協⼒すること。
1.2.3.6 記帳
総数量が下限数量以下であることが確認できるよう、⼄の線源管理責任者は、下限数量以下の短寿命の⾮密封線源の受⼊れ、払出し、保管、使⽤、廃棄の帳簿を作成し、保32

管すること。この際に、⼄で当該線源の放射能を決めることは困難であるため、減衰を考慮する場合は、甲から払い出された時点からの物理学的半減期に基づいて考慮する。
なお、減衰を考慮するか否かは、⼄が判断すること。なお、⼄が記帳に関して、甲にアドバイスを求めた場合は、甲は協⼒すること。
1.2.3.7 教育
下限数量以下の短寿命の⾮密封線源の線源を安全に取り扱うために、当該線源の使⽤者に対して安全取扱⽅法を教育する必要がある。そこで、⼄の線源管理責任者は、使⽤者に対して下限数量以下の短寿命の⾮密封線源の取扱に関して、教育を実施すること。なお、⼄が教育内容・⽅法等に関して甲にアドバイスを求めた場合は、甲は協⼒す
ること。

33

（２）飛散率の測定方法の例
1. 通常の実験等での飛散率の導出試験方法
通常の実験時の⾶散率導出試験⽅法が、いくつかの⽂献に⽰されている。試験の例を以下に記す。⾶散率試験装置としては、3 つの部位で構成されている。
１）RI を⾶散・放出させる部分（実験部）
２）⾶散した RI を捕集する部分（捕集部）
３）排気装置
⽂献に報告されている試験装置のセットアップの例を図 S１に⽰す。試験装置セットアップについては、実験部と捕集部を横置きにした型と実験部と捕集部を縦置きにした型がある。実験部位の材質は、⾦属製、アクリル製等、様々である。⾶散した RI は実験部位の内壁に付着する成分もあるため、内壁に付着した RI を捕集できるようにしておく必要がある。例としては、実験部位の内壁に剥離性塗料を塗り、実験後に剥がして、壁への付
着成分を回収して、RI の量を測定するもの 12,13)、円筒形のパイプを実験部位に使⽤してシートをパイプ内壁に密着させて設置し、実験後、シートを取り出して、測定できるサイズに切って、シート上に付着した RI の量を測定するものが知られている 9-11)。捕集部位
は、いくつかのフィルターから構成されている例が多い。⽂献では、下流から上流にガラ
ス繊維フィルター(GB-100R、ADVANTEC)２枚及び後ろに活性炭カートリッジ（CHC50、ADVANTEC）2 個を設置する例 12,13)、ガラス繊維フィルター（AP-2005500, Merck等）、活性炭含浸フィルター（CP-20、ADVANTEC）、活性炭カートリッジ（CHC-50、
ADVANTEC）2 個の順に設置する例 9),10)が報告されている。また、α線を測定するために、ガラス繊維フィルターの代わりに PTFE フィルター（Resolve®、Eichrom Technologies
Inc.）を 2 枚重ねで装着している例もある 11)。また、これらのフィルターを収納するホルダーは、市販されている環境試料採取⽤の放射性ヨウ素サンプラー⽤ホルダー（RI-55、
SIBATA）⼜は類似の構造の特注のホルダーを使⽤している例がある 9-11)。各捕集フィル
ター、実験部及び捕集部の部材に捕集された RI の合計が⾶散した RI の量とみなすことができる。
排気装置には、サンプリングの精度を良くするために、流量精度が⾼いものが好ましい。
⽂献ではローボリュームポンプ（LV-40BR、SIBATA）がよく使⽤されている。流量は、⾵速計を⽤いて、フード開⼝⾯の⾵速程度に設定されている例が多い。RI の⾶散率は、核種、化学形、使⽤⽅法によって異なるため、実作業に準じた⽅法で⾶散率導出実験を実施する必要がある。

34

実験部
捕集部

排気装置

排気へ

空気

撹拌装置

試料

フード

フィルター

排気装置

フード
排気へ

フィルター

捕集部

実験部

空気
撹拌装置

空気
試料

図 S1. 飛散率導出試験装置のセットアップの例 [横置き（上）、縦置き（下）].

2.動物実験における飛散率導出試験の例
代謝ケージを使⽤し、⾶散率を求める場合と、インナーケージを使⽤し、動物への投与
量と動物体内に残存した RI の量、糞尿として排出された分、呼気、飼育装置内部等に付着した分との差を、RI の半減期等を考慮して算出し、未回収の分を⾶散率として算出する⽅法がある。

35

（３）不確かさの求め方と実測に基づく数値の算出例
不確かさとは、測定結果のばらつきを表すものである。ここでは、参考⽂献に従って「計測 に お け る 不 確 か さ の 表 現 ガ イ ド 」 (Guide to the Expression of Uncertainty in
Measurement, GUM)に基づく不確かさの導出⽅法と標準的な実測に基づく数値の算出について記載する 18)。
標準不確かさ導出の具体的⽅法は以下のとおりである。
1) 実験を複数回⾏い、各測定値を得る
2) 各測定値の平均値を計算する
3) 2)で得られた平均値と各測定値の差を計算する
4) 3)で計算した値（平均値からの差）をそれぞれ 2 乗する
5) 4)で得られた各数値（平均値からの差の 2 乗）の和をとる
6) 5)で求めた数値を⾃由度で割る
7) 6)で求めた数値の平⽅根をとる
8) 7)で得られた値を試験回数の平⽅根で割る
例⽰としてのデータを表 S１に⽰す。
表 S1. 測定データの例
回数

測定値

平均値からの差-4-5

平均値からの差の２乗

15.05×10

3.5×10

1.23×10-92

4.74×10-4

6.6×10-5

4.36×10-93

5.92×10-4-5.2×10-5

2.70×10-94

5.26×10-4

1.4×10-5

1.96×10-10

56.03×10-4-6.3×10-5

3.97×10-9

5 回の測定値の平均値は、5.40×10-4 になる。ここで、各測定値について平均値からの差を計算し、さらに平均値からの差の２乗を求めて、その和をとる。この数値を⾃由度（データの個数−１）で割る。例では試験が 5 回⾏われているため、⾃由度は、5−１＝４である。
さらに、得られた数値の正の平⽅根をとる。例ではその値は、5.58×10-5 になる。この数値
を実験回数の平⽅根で割ると 2.49×10-5 になり、これが標準不確かさになる。
評価に⽤いる実測に基づいた数値は、99.7%信頼区間の上限値を標準とする。これは、包含係数を 3 として、不確かさの数値に包含係数を乗じた値を平均値に加えた数値に相当する。例⽰のデータの場合は、5.40×10-4 + 3×2.49×10-5 = 6.15×10-4 が 99.7%信頼区間の上限値になる。

36

（４）15O における飛散率、作業室から排気口に至るまでの減衰の計算例
15

O は半減期 2.03 分と極めて短半減期であるため、減衰を考慮することにより合理的な管理ができる。
⼈が常時⽴⼊る場所の空気中の 15O の 1 週間平均濃度は本ガイドライン本⽂にある平均減衰項を⽤いて以下のように算出する。
"（1 回使⽤あたりの平均減衰項）= ∫# 𝑒𝑥𝑝( − 𝜆𝑡)𝑑𝑡/𝑡t ＝（使⽤時間）
λ ＝（15O の壊変定数）= 0.341 /分（15O の 1 週間平均濃度）＝（１回の最⼤使⽤数量） × （１回使⽤あたりの平均減衰項） × （⼀回使⽤あたりの⾶散率） × （１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）

さらに、ガス PET 検査では 15O を連続供給するため、連続供給であることを考慮し当該濃度を評価することも可能とする。
連続供給を考慮した当該濃度の計算例を以下に⽰す。
15

O ガス供給時刻を0 ≦ 𝑡 ≦ 𝑡$ [s]、単位時間当たりの供給放射能量を𝑎$ [Bq/s]（⼀定）、（1

回使⽤あたりの）⾶散率を𝑑、使⽤時間を 15O ガス供給開始から𝑇(≧ 𝑡$ )[s]、1 週間あたりの使⽤回数を𝑛[回]、１週間あたりの総排気量を𝑉[m3]とする。15O ガス供給開始から𝑡[s]後での、⾶散した 15O の全放射能量𝐴(𝑡)は以下で与えられる。

(%&(⎧8 𝑎 𝑑𝑒 %&((%)) 𝑑𝜏 = 𝑎$ 𝑑:1 − 𝑒 < (0 ≦ 𝑡 ≦ 𝑡 )
$
$
⎪
𝜆
$
𝐴(𝑡) =⎨ 𝑎$ 𝑑:1 − 𝑒 %&(# < %&((%( )#⎪·𝑒(𝑡$ < 𝑡 ≦ 𝑇)𝜆⎩

よって、1 週間平均濃度は以下で与えられる。
（ "#Oの 1 週間平均濃度）＝（１回の平均使⽤数量） × （１回使⽤あたりの⾶散率） × （１週間あたりの使⽤回数）（１週間の総排気量）=+?∫$ 𝐴(𝑡)𝑑𝑡⁄𝑇B · 𝑛𝑉=

𝑎$ 𝑡$ ·

𝜆𝑡$ + 𝑒 %&+ :1 − 𝑒 %&(# <·𝑑·𝑛𝜆, 𝑇𝑡$𝑉注意）上記仮定の下、冒頭の平均減衰項を⽤いて当該濃度を算出すると次ページ以下となる。

37

（ "#Oの 1 週間平均濃度）＝

𝑎0 𝑡0 ·

1 − 𝑒−𝜆𝑇·𝑑·𝑛𝜆𝑇
𝑉

ここで、以下が成り⽴つため、連続供給を考慮したほうが当該濃度は低い値となる。
1 − 𝑒 &+ 𝜆𝑡$ + 𝑒 %&+ :1 − 𝑒 %&(# <>𝜆𝑇𝜆, 𝑇𝑡$
原⼦⼒規制庁は 15O について、特に⾶散率のデータが無い場合は、以下の⾶散率を使⽤する旨、指導している。
⾶散率

平均使⽤数量サイクロトロン本体室-310

１回の製造量

ホットセル

10-3

１回の製造量PET 室(マスク使⽤)

10-1

検査回数から算出した平均使⽤数量

PET 室(マスク不使⽤)

1

検査回数から算出した平均使⽤数量

排気⼝までの 15O の減衰
15

O のガスは、放出された作業室から排気ダクトを通り排気⼝へ⾏く経路をとる。１時間あたりの排気量を V0 (m3/h)、ダクトの経路⻑を L (m)、ダクトの平均内径を D (m)とすると、ダクト全体の容積は、L ×p(D/2)2 で表せるので、ダクト内の通過時間 Te (s)は、

𝑇1 =

𝐷 ,
𝐿 × π ?2B
𝑉$

× 3600となる。あるいはダクトの全容積 Q(m3)とすると
𝑇1 =𝑄
× 3600𝑉$となる。したがって、作業室での放射能と排気ダクトを通って排気⼝を出た時点の放射能の⽐ do は以下となる。
𝑑2 = 𝑒𝑥𝑝(−𝜆𝑇1 )例えば、V0 = 6000 (m3/h)、L = 20 (m)、D = 1.0 (m) とすると Te = 9.4 (s)となり、do =38

0.95 となり、減衰率は 0.05 となる。上記の計算法が安全側になっていることを確認するため、ダクト内の通過時間を実測して検証する。使⽤室 RI 供給開始・停⽌時刻と排気⼝放射線モニターのトレンドグラフから通過時間が測定できる。

39

（５）貯留槽中の RI の減衰に関する計算例
以下の計算式を使⽤して、排⽔１回ごとに３⽉間の平均濃度算定⽇までの減衰を考慮して計算し、各数値を合算して排⽔中の濃度とする。
（排⽔１回ごとの排⽔中の RI の数量）＝（１⽇最⼤使⽤数量）× （混⼊率） × （貯留期間減衰率）
貯留期間減衰率 = 𝑒𝑥𝑝(−𝜆𝑡)𝜆 = 対象 RI の壊変定数

t ＝（貯留期間：作業室等から排⽔された⽇から、放流開始前⽇までの期間⼜は3 ⽉間の平均濃度算定までの⽇）
３⽉間は、13 週(91 ⽇)として計算する。計算例としては、以下を想定して評価する。
1) 3 ⽉間の使⽤回数
2) 3 ⽉間の初⽇から算定⽇までの期間内で使⽤する⽇を仮定
1 週間に１回使用すると想定した場合の計算例
３⽉間は、13 週(91 ⽇)なので、各週の４⽇⽬に使⽤すると想定する。すなわち、３⽉間の初⽇から、4、11、18、25、32、39、46、53、60、67、74、81、88 ⽇⽬に使⽤すると仮定
する（13 回/3 ⽉）。３⽉間平均濃度算定⽇は 91 ⽇⽬とすると、貯留槽⼜は希釈槽に貯留されている期間は、それぞれ、87、80、73、66、59、52、45、38、31、24、17、10、3 ⽇間となる。それぞれについて、貯留期間中の減衰を考慮し、各数値を合算して排⽔中の濃度とする。

40

（６）責任体制の構築例
⾶散率等の実測データ取得試験に関する体制の例を以下に⽰す。

許可申請
レビュー
依頼

レビューアー
レビュー実施レビュー結果
報告

原子力規制委員会
申請書類審査事業所の長事業所
放射線安全委員会

許可証発行

放射線取扱主任者

プロジェクトチーム
結成事項審議実測データ承認
記録、データ
保管期間規定試験プロジェクト
チーム

試験結果
報告書提出

試験責任者

レビュー結果フィードバック

試験実施者

保管責任者
記録、データ保管

図 S2. 試験および責任体制組織図

この図では、実測データ取得試験等に関する事項を承認する委員会等の組織を放射線安全委員会としている。放射線安全委員会が試験を実施するプロジェクトチーム結成に関する事項を決定し、試験責任者、試験実施者を定める。試験プロジェクトチームでは、試験責任者の指⽰の元、試験実施者が試験を実施し、試験責任者がデータをまとめ、試験結果報告書を作成して放射線安全委員会に報告書を提出する。試験実施に際して、放射線取扱主任者は放射線障害防⽌について監督し、安全確保のための指⽰が必要な場合は、その指⽰をする。
事業所放射線安全委員会の委員⻑が、試験結果をレビューするレビュアーを任命し、レビュ
アーがレビューを実施する。レビューの結果は、事業所放射線安全委員会に送られる。放射線安全委員会は、レビュー結果を試験プロジェクトチームにフィードバックして、追加試験等を試験プロジェクトチームに指⽰する。必要に応じてレビュー及び追加試験等の作業を繰り返した後、放射線安全委員会が実験データの承認をし、記録及び実験データ等の保管を保管責任者に指⽰する。また、事業所の⻑を通じて原⼦⼒規制委員会に許可申請して、書類審査を受ける。

41

謝辞
本ガイドライン作成にあたり、(⼀社)⽇本核医学会、（⼀社）⽇本放射線安全管理学会、（⼀社）⽇本保健物理学会、（公社）⽇本放射線腫瘍学会、（⼀社）⽇本放射線影響学会、⼤学等放射線施設協議会に貴重なご意⾒をいただきましたこと、感謝いたします。

文献1) ⽇本アイソトープ協会医学・薬学部会 全国核医学診療実態調査専⾨部会, 第 8 回全国
核医学診療実態調査報告書, RADIOISOTOPES, 67, 338-387 (2018).
2) 原⼦⼒規制委員会原⼦⼒規制庁⻑官官房放射線防護グループ放射線対策・保障措置課,「平成 29 年度放射線対策委託費（放射線安全規制研究戦略的推進事業費）」に係る新規研究課題及びネットワーク事業の公募要項,
https://www.nsr.go.jp/data/000186956.pdf, (参照 2021-03-01).
3) 篠原厚ら, 平成 30 年度放射線安全規制研究戦略的推進事業費「短寿命α線核種の合理的規制のためのデータ取得による安全性検証と安全管理・教育⽅法の開発」成果報告
書, https://www.nsr.go.jp/data/000274474.pdf, (参照 2021-03-01).
4) 細野眞ら, 平成 30 年度放射線安全規制研究戦略的推進事業費「短寿命α核種等の RI
利⽤における合理的な放射線安全管理のあり⽅に関する研究」成果報告書,
https://www.nsr.go.jp/data/000274474.pdf, (参照 2021-03-01).
5) 公益社団法⼈⽇本アイソトープ協会、平成 29 年度放射線対策委託費「短半減期核種の合理的な規制に向けた調査」事業調査報告書,
http://www.nsr.go.jp/data/000256459.pdf, (参照 2021-03-01).
6) 桧垣正吾, スウェーデンにおける短寿命 α 線放出核種の放射線安全管理の実例, ⽇本
放射線安全管理学会誌, 17, 29-33 (2018).
7) 永津弘太郎, 右近直之, ⼭⽥崇裕, 細野眞, 外国における放射線安全管理の事例について-スウェーデン・ヨーテボリ⼤学の例, ⽇本放射線安全管理学会誌, 18, 36-40 (2019).
8) 科学技術庁原⼦⼒安全局放射線安全管理課⻑, 「国際放射線防護委員会の勧告（ICRP
Pub.60）の取り⼊れ等による放射線障害防⽌法関係法令の改正について（通知）」,https://www.nsr.go.jp/data/000045569.pdf, (参照 2021-03-01).
9) Toyoshima, A., Nagata, K., Ooe K., Zhang Z., Ikeda, T., Ichimura S., Obata, H.,
Yoshimura, T. and Shinohara A., Dispersal rates of astatine-211 from aqueous solutions
and chloroform, Radiat. Saf. Manage., 18, 16-22 (2019).
10) Nagata, K., Shirasaki, K., Toyoshima, A., Ooe K., Yamamura T., Shinohara A. andYoshimura, T., Dispersal rate of radon-219 from aqueous radium-223 solution
containing sodium chloride/citrate, Radiat. Saf. Manage., 19, 1-9 (2020).

4211) Yamamura, T., Shirasaki, K., Kikunaga, H., Washiyama, K., Nagata, K., Zhang, Z.,
Toyoshima, A., Yoshimura, T. and Shinohara, A., Transfer rates of 225Ac to exhaust air,surface, and waste water under chemical operations, Radiat. Saf. Manage., 19, 35-48(2020).
12) 武藤利雄, 高田茂, 伊藤伸彦, 北原明治, 千坂治雄, 池田正道, 放射性物質の飛散の測定-溶液の一般的操作における飛散率の核種間相互作用-, RADIOISOTOPES, 31,
641-647 (1982).
13) 高田茂, 武藤利雄, 伊藤伸彦, 北原明治, 千坂治雄, 久世逸郎, 立石恒夫, 中村吉秀, 池田正道, 放射性物質の種々の取扱条件での飛散率の概算法, RADIOISOTOPES,
32, 260-269 (1983).

14) 山田昭司, 水野敞, 放射性ヨウ素(125I)の飛散と飛散したヨウ素の活性炭カートリッジ
による捕集, RADIOISOTOPES, 46, 20-27 (1997).
15) 戸塚善三郎, 土井正博, 宮沢映次, 川上猛雄, ラジオアイソトープを用いた動物実験での文献調査-飛散率について-, RADIOISOTOPES, 47, 855-863 (1998).
16) 大学等放射線施設協議会, 大学等における申請書等の作成マニュアル 2016 年改訂版
(2016).
17) 公益社団法人日本アイソトープ協会ライフサイエンス部会下限数量以下の非密封 RIの安全取扱に関する専門委員会「使用許可を持たない施設における下限数量以下の非密封 RI の使用に関する安全取扱マニュアル」,
https://www.jrias.or.jp/report/pdf/B_manual201605_201903.pdf, (参照 2021-03-01).
18) 独立行政法人製品評価技術基盤機構認定センター, 不確かさの入門ガイド,
https://www.nite.go.jp/data/000050641.pdf, (参照 2021-03-01).

43

委員等名簿委員⽒名、所属機関及び専⾨分野⼤江⼀弘 (⼤阪⼤学⼤学院医学系研究科) [核医学、核化学]
兼⽥加珠⼦ (⼤阪⼤学放射線科学基盤機構) [核医学]神⾕貴史 (⼤阪⼤学医学部附属病院) [核医学]川⼝修平 (⼤阪⼤学医学部附属病院) [放射線安全管理学]
久下裕司 (北海道⼤学アイソトープ総合センター) [放射性薬品科学、放射線安全管理学]
篠原厚 (⼤阪⼤学⼤学院理学研究科、⼤阪⼤学放射線科学基盤機構） [核化学、放射化学]
⽩崎謙次 (東北⼤学⾦属材料研究所) [原⼦⼒学]
巽光朗 (⼤阪⼤学医学部附属病院) [核医学]藤堂剛 (⼤阪⼤学放射線科学基盤機構) [放射線影響学]
豊嶋厚史 (⼤阪⼤学放射線科学基盤機構) [核化学]中島覚 (広島⼤学⾃然科学研究⽀援開発センター) [放射化学、放射線安全管理学]
永⽥光知郎 (⼤阪⼤学放射線科学基盤機構) [放射化学、無機化学]
永津弘太郎 (量⼦科学技術研究開発機構放射線医学総合研究所先進核医学基盤研究部)[RI 製造]⽻場宏光 (理化学研究所仁科加速器科学研究センター) [核化学]⼭⼝和也 (⼤阪⼤学医学部附属病院) [放射線安全管理学]
⼭村朝雄 (京都⼤学複合原⼦⼒科学研究所) [原⼦⼒化学⼯学、無機化学]
吉村崇 (⼤阪⼤学放射線科学基盤機構) [放射化学、放射線安全管理学]、委員⻑
渡部直史 (⼤阪⼤学⼤学院医学系研究科) [核医学]渡部浩司 (東北⼤学サイクロトロン・ラジオアイソトープセンター) [医⼯放射線情報学、
放射線安全管理学]
アドバイザー
⽶倉義晴 (⽇本アイソトープ協会・⼤阪⼤学放射線科学基盤機構) [核医学]畑澤順 (⽇本アイソトープ協会・⼤阪⼤学核物理研究センター) [核医学]上記、委員及びアドバイザーに関して本事業に関連して、申告すべき利益相反は無い。

原⼦⼒規制委員会放射線安全規制研究戦略的推進事業
プログラムオフィサー
中村吉秀 (⽇本アイソトープ協会 ~2020 年 3 ⽉)
古⽥定昭 (株式会社ペスコ 2020 年 4 ⽉~)

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プログラムオフィサー補佐
古賀匡祥 (原⼦⼒規制庁 ⻑官官房 放射線防護グループ 放射線規制部⾨)⻄尾貴史 (原⼦⼒規制庁 ⻑官官房 放射線防護グループ 放射線規制部⾨)45