令和 2 年度
第 1 種放射線取扱主任者試験
問題と解答例
実務

解答例は公益社団法人日本アイソトープ協会放射線安全取扱部会が解答の一案として作成したものです。

（令和 2 年度）第 1 種実務

問1の部分について、解答群の選択肢のうち最も適切な答えを 1 つだけ選べ。

次の文章のGe 半導体検出器を用いて放射性同位元素が放出する光子の波高分布を測定する場合を考える。
図に 28A1 線源を用いて測定した場合に得られる波高分布の一例を示す。ただし、 28A1 は半減期2.241 分でβ-壊変し、最大エネルギー2.863 MeV のβ-線および 1.779 MeV の γ 線を放出する。それぞれの分岐比は 100%である。
矢印①の波高分布は、入射光子のBを示し、入射光子が直接を起こすか、あるいは、何B

で全エネルギーを失う場合に対応する。矢印②を示し、そのエネルギーはア

MeV に相当する。この反跳電子と同時に散乱された光子のエネルギーは、図中の 2 つの矢印

イのチャネルの差分に相当する。

回かの

C

A

でエネルギーの一部を失った後、は反跳電子のDE

矢印③及び④の波高分布は、相互作用のに起因しており、矢印④の波高分布はGす。また、矢印①よりも大きいチャネルの波高は、主にパルス信号のFを示によるものである。

放射性核種 28A1 は、熱中性子照射による 27A1(n, γ)28Al 反応により生成される。生成後に 20 分間の測定でAの正味の全計数が 40,000 である場合、測定開始時における 28A1 線源の放射能はウ

MBq となる。ただし、数え落としは無視できるものとし、このときの計数効率を 0.001 とする。

<A～G の解答群>
1

レイリー散乱2

光電効果

3

コンプトン散乱4

コンプトン端

5

電子対生成

6

ラザフォード散乱

7

パイルアップ8

全吸収ピーク9

シングルエスケープピーク

10

ダブルエスケープピーク

11

消滅放射線ピーク12

後方散乱ピーク<アの解答群>
1

0.206

2

0.223

3

0.255

4

0.511

5

0.757

6

1.022

7

1.268

8

1.500

9

1.556

10

1.779

<イの解答群>-1-

（令和 2 年度）第 1 種実務

1

①と②

2

②と③

3

③と④

4

④と⑤

5

⑤と⑥

<ウの解答群>
1

0.206

2

0.223

3

0.255

4

0.511

5

0.757

6

1.022

7

1.268

8

1.500

9

1.556

10

1.779

イ－1

ウ－1

〔解答〕
A－8

B－2

C－3

D－4

E－5

F－10

G－7

ア－9

注）A－G，イ：光子の波高分布は，検出器との相互作用の過程において電子にエネルギーが与えられることで形成される。相互作用の種類には光電効果及びコンプトン散乱のほか，光子のエネルギーが 1.022 MeV 以上の場合には電子対生成がある。①は全吸収ピークといい，入射光子のエネルギーが全て電子に与えられることによって生じることから，入射光子のエネルギーに相当するチャンネル番号に生じる。その形成には，主に光電効果が寄与する。②はコンプトン端とよばれ，コンプトン散乱において入射光子のエネルギーが反跳電
子に最も多く与えられる位置に生じる。コンプトン端は，散乱光子が持つエネルギーに相当する分だけ，全吸収ピークよりも低いチャンネル番号に観察される。また，電子対生成
では電子と陽電子が生成されるが，陽電子が別の電子と反応して発生する 2 本の消滅放射線も波高分布の形成に寄与する。2 本の消滅放射線が検出器内で相互作用を起こした場合には，①の全吸収ピークが形成される。1 本の消滅放射線のみが相互作用を起こした場合には③のシングルエスケープピークが形成される。2 本の消滅放射線とも相互作用を起こさなかった場合には④のダブルエスケープピークが形成される。これらを検出する際に検出器の電気回路で複数のパルス信号が重なることによって本来の信号よりも高い信号として検出されることがあり，これをパイルアップという。
ア：反跳電子のエネルギー𝐸e は次式で与えられる。
𝐸𝛾
𝐸𝛾(1 − cos 𝜃) + 1
𝑚𝑐 2
𝐸𝛾 :入射光子のエネルギー，𝐸𝛾 ′:散乱光子のエネルギー，ｍ:電子の質量，𝑐:光速，𝜃:散乱角
𝐸e = 𝐸𝛾 − 𝐸𝛾 ′ = 𝐸𝛾 −コンプトン端が生じるのはθ=180°のときである。
∴ 𝐸e = 𝐸0 −𝐸0

𝐸0
(1 − cos 180°) + 1
𝑚𝑐 2≈ 1.556 (MeV)= 𝐸0 −

𝐸0 𝑚𝑐 2
1.779 × 0.511= 1.779 −2
2𝐸0 + 𝑚𝑐
2 × 1.779 + 0.511※𝑚𝑐 2 は電子の静止質量であり，0.511 MeVである。
ウ：測定開始時の放射能を𝑎0 ，𝑡秒経過後の放射能を𝑎𝑡 とすると
𝑎𝑡 = 𝑎0 𝑒 −𝜆𝑡
ここで 28Al の半減期𝑇 = 2.241 (分) ≈ 134.5 (秒)であるから、壊変定数𝜆は𝜆=ln 2 0.693=≈ 5.15 × 10−3𝑇134.5

測定中の減衰を考慮する必要があることから，20 分（1,200 秒）間の総壊変数 N は-2-

（令和 2 年度）第 1 種実務

1,200

𝑁=∫

𝑎0 𝑒 −𝜆𝑡 𝑑𝑡 =0𝑎0
(1 − 𝑒 −1,200𝜆 )𝜆

この間の総計数が 40,000 であるから
𝑁 × 0.001 = 40,000∴ 𝑎0 =

問2

40,000𝜆40,000×≈× 𝜆 = 20600 (Bq) = 0.206 (MBq)−1,200𝜆0.001 1 − 𝑒0.001の部分について、解答群の選択肢のうち最も適切な答えを 1 つだけ選べ。

次の文章の

放射性壊変は偶発的な過程であり、こうした壊変に際して放出された放射線の測定値は統計的揺動の影響を避けることはできない。したがって、同じ条件で複数回の計数測定を繰り返しても、測定値は、必ずしもその都度同じとはならず、個々の測定値の頻度分布の性質について知識を深めておくことが測定値の評価や計数時間の適正化にとって重要である。これらの測定値は、半減期が計数時間に比べて十分長く、全壊変に対する個々の計数値の割合が十分小さいという条件の下では、Aから導かれるBに従う。さらに、計数の頻度分布の平均値が極端に小さくなければ、より取り扱いが便利なガウス分布により計数値のばらつきを評価する。ちなみに、

A

と

B

は、整数

のみの非連続変数に対して適用され、分布の形は左右非対称であるのに対して、ガウス分布は取りCうる変数として任意の実数が適用可能で、左右対称である。なお、ガウス分布はとも呼ばれ、計数値 n に対するガウス分布関数 G(n)は、次式により与えられる。

ここで、m は平均値で、σ は標準偏差である。σ2 のことを

D

という。

このような統計的揺動に起因する不確実性は、同一条件で多数回の測定を繰り返すことによってその概要を評価できるが、多数回の測定を繰り返すことは、必ずしも現実的ではない。そのため、壊変の偶発性から導かれた上記の統計理論モデルを活用して、その統計的不確かさを推定する。計数の統計的揺動がガウス分布に従うとした場合、時間 t の間に計数 n を得たとすれば、その標準偏差 σ は、σ=√𝑚 ≈ √𝑛として求められる。通常は、統計的不確かさを考慮し、計数値を n±σと表記することが多い。これは統計的揺動の影響を受けないと仮定した場合の真の計数が、m－σ と m＋σの間（これをEという。）に入る確率（信頼度）が 68%であることを意味する。特別に記述しな

い限り、こうした統計的不確かさの指標として、標準偏差で記述することが多いが、信頼の水準を高めるため、標準偏差 σ に替えてF

（信頼度係数ともいう。
）k を乗じた数、±kσ で統計的不確

かさを表記することもある。この場合、真の計数が、m－kσ から m＋kσ の間の
は、

E

に入る確率

となる。任意の k に対して W(kσ)の値を計算することは必ずしも容易ではな

いが、種々の k に対する数値表は多くの統計学の本に記載されていて、通常は次の数値を記憶しておくのがよい。

-3-

（令和 2 年度）第 1 種実務

なお、統計的不確かさの指標として、標準偏差（k=1）以外を用いた場合には、Fk、あるいは信頼度 W(kσ)×100[%]を明記しておく必要がある。
測定時間 t の間に計数値 n カウントを得たとすれば、これらの値から得た計数率 r=n/t の標準偏差σr はア、相対標準偏差 σr/r はイとなる。したがって、計数率測定の統計精度を改善するた

めには、測定時間を長くとり、計数値を大きくする。
計数時間が T の場合の計数率測定において、信頼度 68%（標準偏差）で評価した相対不確かさが3.2%の結果が得られた。この場合、信頼度 95%（2σ）で評価した相対不確かさが 3.2%の結果を得ようとすると、計数時間をウにする必要があり、このときの総計数値は約エと推定される。

<A～C の解答群>
1

信頼度分布

2

ボルツマン分布

3

正規分布

4

ポアソン分布

5二項分布

6

マクスウェル分布7

カイ二乗(x2)分布<D～F の解答群>
1

信頼度

2

包含係数

3

分散

4

不確かさ

6

統計

7

自由度

8

危険度

9

信頼区間

5

変動

<ア、イの解答群><ウの解答群>
1

0.5T

6

10T

2

2T

3

3T

4

4T

5

5T

2

1,900

3

3,900

4

5,800

5

9,900

C－3

D－3

イ－4

ウ－4

<エの解答群>
1

1,000

〔解答〕
A－5

B－4

E－9

F－2

ア－6

エ－3

注）A：放射性壊変は確率的な現象である。したがって、壊変により放出される放射線の観測に基づく測定では統計的変動の影響を受ける。放射線計測では、得られた量の予想精度を評価するために統計モデルを用いる。一般的な統計モデルとして以下の二項分布が挙げられる。p :一定の当たりの確率（放射性壊変が起こる確率）, n : 試行の回数（試料中の放射性核種の原子数）, x : 当たりの回数（放射性壊変が起こる回数）
𝑃(𝑥) =𝑛!
𝑝 𝑥 (1 − 𝑝)𝑛−𝑥(𝑛 − 𝑥)! 𝑥!

B：壊変定数 λ、時間 t とすると、放射性壊変における当たりの確率は、(1－e－λt)である。計数-4-

（令和 2 年度）第 1 種実務時間に対して半減期が十分に長い場合、p<<1 となり二項分布は以下の様に簡略化できる。
この式をポアソン分布と呼ぶ。𝑥̅ : 平均値(𝑥̅ )𝑥 𝑒 −𝑥̅𝑥!

𝑃(𝑥) =

C：ガウス分布は正規分布とも呼ばれる。当たりの回数の平均値が十分に大きい場合に用いられる。分布の平均が 20 以上である時、整数値に対してのみ定義される。
D：分析操作において、測定値の散らばり具合を表現する方法として、偏差（平均との差）の二乗平均である分散があり、その平方根を標準偏差という。
E，F：ある測定における平均が m である場合、ある真値が出現する確率は正規分布に従う。
そして、真値が存在しうる範囲を信頼区間という。平均値 m, 標準偏差 σ とする正規分布
では、平均値 m から離れるほどにその値が出現する確率が小さくなる。m±σ の間には68.3％、m±1.96σ の間には 95％、m±2σ の間には 95.4%、m±3σ の間に 99.7%の確率で真値が現れる。
ア：標準偏差は以下の式で求められる。t : 計測時間 , n : 計数値, r : 計数率
𝜎=

√𝑛
𝑡

上記計算式は、以下の式変形が可能である。
𝑛𝑟√𝑛=√ 2=√𝑡𝑡𝑡
イ：相対標準偏差 σ/r に上記の計算結果を代入する。σ : 標準偏差, r : 計数率𝜎 1𝑟1= ×√ =𝑟 𝑟𝑡 √𝑟𝑡
ウ：計数時間 T における相対不確かさが 3.2%である時、
√𝑟
𝜎
= 𝑇 =
|𝑟|
𝑟

1

= 0.032√𝑟・𝑇

2σ の時の計数時間を t とすると、以下の式が得られる。
2𝜎4=√= 0.032|𝑟|𝑟・𝑡
したがって、
1

=√

√𝑟・𝑇

4
𝑟・𝑡

これを t について解いて、t = 4T となる。
エ：計数時間 4T、計数値 n とするとき、
√

4
𝑟・4𝑇

=

2
√𝑛

-5-

= 0.032（令和 2 年度）第 1 種実務

したがって、n = 3906 となる。

問3

非密封の 64Cu を使用する事業所がある。次のⅠ、Ⅱの文章のの部分について、解答群の選択肢のうち最も適切な答えを 1 つだけ選べ。
半減期 12.7 時間の 64Cu は、陽電子（Emax=0.653 MeV）の他にβ-線（Emax=0.579 MeV）やγ線

Ⅰ（1.346 MeV）を放出する。PET イメージングのみならず、治療薬剤としての応用が期待されている放射性核種である。64Cu の製造には、荷電粒子や中性子を用いた核反応が使われる。中性子を利用した製造では、安定同位体 64Zn に速中性子を照射してA反応が、無担体の 64Cu を作るのにB

で求めることができる。ここ

適している。
速中性子照射で生成する放射性核種の放射能は、nfσ×で、n は標的核の数、f は速中性子フルエンス率、σ は中性子核反応断面積、λは生成核の壊変定数、t は照射時間である。

B

を飽和係数といい、照射時間 t が生成核の半減期と等しいと

きは 0.5 となり、半減期に対して十分に短い場合にはCと近似できる。

天然同位体存在度の金属亜鉛の箔（原子量 65.4）654 mg を速中性子フルエンス率 5.0×1013 cm-2・
s-1 で 76 分間照射した直後の 64Cu の生成放射能 A（64Cu）は、おおよそD

Bq である。この計算に必要なパラメータを下表に示す。

<A の解答群>
1(n, α)

2(n, γ)

3(n, p)

4(n, 2n)5(n,pn)

2

7.5×1073

1.2×1084

3.7×1085

2.3×109<B、C の解答群><D の解答群>
1

Ⅱ

5.2×106

照射した Zn ターゲットから 64Cu を無担体で化学分離する操作を行う。非密封の放射性同位体を使った化学操作になるので、あらかじめ器具の扱いや操作手順を習得するためのコールドランを行-6-

（令和 2 年度）第 1 種実務

うことは必須である。ポリエチレンろ紙を内壁に貼ったフード内で、照射カプセルを開けてピンセットまたはトングを使って Zn ターゲットを取り出す。Zn ターゲットには、64Cu と同時に生成した63Zn（半減期 38 分）や 65Zn（半減期 244 日）なども含まれている。照射後の放射線強度の高いターゲットを扱う作業は、外部被ばくによる事故を防ぐために遮蔽材で遮蔽をして、十分な距離を保ち迅速に行う必要がある。β線を遮蔽しつつ、視認性を確保するために厚さ約 10 mm のたてを置く。さらに

E

E

つい

ついたてと作業者の間に鉛ブロックを置いて、γ 線や制動放射線を遮蔽する。作業中は空間線量率をF

サーベイメータで測定する必要がある。

取り出した Zn ターゲットをビーカーに入れて、6 mo1・L-1 塩酸を滴下しながら完全に溶解すると、Zn(Ⅱ)イオンと Cu(Ⅱ)イオンは
H

した

G

を形成する。これをあらかじめ 6 mol・L-1 塩酸で前処理

カラムに流すと、両者はいったんカラムに吸着する。Cu(Ⅱ)イオンと Zn(Ⅱ)イオンは、

溶離液の酸濃度を薄くすることで Cu(Ⅱ)イオンが Zn(Ⅱ)イオンよりも先に溶出するので無担体で分離できる。
溶離した 64Cu 溶液を別のフードに移して、64Cu の標識化の作業を引き続き行う。4.0×108 Bq の64

Cu 溶液を扱う化学実験での外部被ばくを考える。64Cu 溶液と作業従事者の間に一切の遮蔽材がない場合、64Cu 溶液からの距離 0.5 m、作業時間 2 時間、64Cu の実効線量率定数 0.026 µSv・m2・
MBq-1・h-1 とすると、外部被ばくの実効線量は先の化学分離と同様にEI

μSv となる。実験作業中は、ついたてや鉛ブロックで遮蔽をする。実験終了後には、フード内や床、使用したゴム手袋などに汚染があるかどうかをF

サーベイメータで測定する。

<E の解答群>1

パラフィン製

2

アクリル板

4

銅板

5

コンクリート製

2

電離箱式

3

鉄板

3

BF3 比例計数管式

5

3

3

シアノ錯イオン

3

シリカゲル<F の解答群>
1

GM 管式

4

ZnS(Ag)シンチレーション式

He 比例計数管式<G の解答群>
1ヒドロキシ錯イオン2

アンミン錯イオン4

クロロ錯イオン

5

アコ錯イオン<H の解答群>
1

アルミナ

2

強塩基性陰イオン交換樹脂

4

強酸性陽イオン交換樹脂

5

ポリアミド樹脂<I の解答群>
1

42

2

68

3

83

4

120

5

148

〔解答〕
I

A－3

B－5

C－9

D－4

注）A：入射粒子を n として 64Zn(Z-30)から 64Cu(Z=29)を生成する核反応なので、解答群の中では(n,p)反応が適していることになる。
B：RI 製造を行う際、生成する放射能 A は、n を標的核の数、f を入射粒子フルエンス率、σ-7-

（令和 2 年度）第 1 種実務

を核反応断面積、を生成核の壊変定数、t を照射時間としたとき、次式で表わされる。
𝐴 = 𝑛𝜎𝑓(1 − 𝑒 −𝜆𝑡 )この問題は中性子捕獲核反応による RI 製造なので f を速中性子フルエンス率、σ を中性子
核反応断面積としており、(1 − 𝑒 −𝜆𝑡 )は飽和係数と呼ばれる。
C：照射時間 t が生成核の半減期 T に対して十分に短い場合(概ね半減期の 30%以下)では、飽和係数は t = 0 時の飽和係数の接線(t)に近似できる。(図参照)

D：64Zn から 64Cu を製造する際の放射能計算である。これまで出て来た式を使って計算する。
標的核の数: 𝑛 =654×10−3
65.4

× 6.02 × 1023 × 0.49 = 3.01 × 1021

照射時間 t は 64Cu の半減期の 10%程度なので、飽和係数 S をt と近似でき、
𝑆 = 𝜆𝑡 =0.693
× 76 = 0.0691
762

これらを用いて、放射能 A は
𝐴 = 3.01 × 1021 × 5.0 × 1013 × 36 × 10−3 × 10−24 × 0.0691 = 3.66 × 108 ≅ 3.7 × 108となる。
より荒い近似値を用いて𝑛 = 3 × 1021 、ln(2)を 0.7 として S=0.07 としたとしても、𝐴 ≅3.8 × 108

II

E－2

F－1

であるので、選択肢からは 4 を選ぶことになる。

G－4

H－2

I－3

注）E：－の遮蔽が可能で視認性の高い材料を選択肢の中から選ぶのであれば、アクリル板が適切である。
F：題意から作業者がモニタするべきはβ線とγ線である。BF3 比例計数管式サーベイメータ
は熱中性子、ZnS(Ag)シンチレーション式はα線、3He 比例計数管式サーベイメータは中性子の検出を行う。空間線量率を測定するサーベイメータとしては電離箱式（または GM 管式）が適切と考えられるが、後に同じサーベイメータで表面汚染のサーベイを行っている-8-

（令和 2 年度）第 1 種実務ので、β線、γ線の測定が行える「GM 管式」が適切となる。
G：6 M の塩酸に Zn ターゲットを溶解すると Zn や Cu は陰イオン性のクロロ錯体を生成する。クロロ錯体生成のしやすさは Zn2+ ＞ Fe3+ > Cu2+ ＞ Co2+ ＞ Mn2+ ＞ Ni2+の順。

「 あてどなく駒に狂う(あ(Zn)て(Fe)ど(Cu)なくこ(Co)ま(Mn)にくるう(Ni)) 」と語呂合わせで覚える。
H：G の解答から陰イオン錯体の分離を行えるカラム充填剤である必要があるので、「強塩基性陰イオン交換樹脂」が適切である。塩酸濃度を薄くすると錯形成のしにくいものから溶出する。
I：64Cu の実効線量率定数が 0.026 Sv m2/MBq hと与えられているので、放射能が 4.0x108 Bq= 400 MBq、線源からの距離が 0.5 m、作業時間が 2 時間であるので0.026 × 400 × 2= 83.2
0.5 × 0.5となり、解答群から 3 が解答となる。

問4の部分について、解答群の選択肢のうち最も適切な答えを 1 つだけ選べ。

次の文章の標識された化合物を取り扱う際には、その化学的・物理的性質を十分理解し、安全取扱について心懸けるとともに、異常事態等が発生した場合の対処方法をあらかじめ検討しておくことが望ましい。
ここでは、排気、排水にかかわる事例を検討する。計算には、告示（放射線を放出する同位元素の数
量等を定める件）別表第 2 に定められた値を参照することにし、その抜粋を文末に示した。本来、空気中濃度限度は放射線業務従事者が立ち入る場所における
度は排気口における

B

Aの平均濃度について、排気中濃度限の平均濃度について定められているが、以下の想定事例では、異常事態を想定して求めた濃度を告示で示された濃度限度と比較することにした。

（1）室内空気中濃度
100 MBq の 14C で標識された炭酸水素ナトリウム粉末を溶解する際に誤ってCを加えたところ、放射性の二酸化炭素が発生した。その際、排気設備が故障して換気が行われていなかったもの
として、14C の全量 100 MBq が二酸化炭素として室内に拡散したという想定事例について検討してみる。
作業室の容積が 50 m3 であるとき、放射性の二酸化炭素がこの作業室に均一に拡散したとすると
14

C の空気中濃度は空気中濃度限度のD倍となる。その状態で、実験者の室内滞在時間が 15 分

間だとすると、吸入摂取量は最大でE

MBq となると見積もられ、預託実効線量は

F

µSv と

なる。ただし、その実験者の呼吸量を毎分 20 リットルとする。
実験者には、実験に当たって、放射性気体の発生の可能性を理解させ、実験開始前に排気設備の稼働状況を確認させることが必要である。
また、室内の放射性の二酸化炭素濃度を測定するには、エアサンプラーで実験室内の空気をGに通して二酸化炭素を捕集することになるのでサンプリングの機材を準備し、サンプリング-9-（令和 2 年度）第 1 種実務した試料の測定はHで行うこととした。

（2）排気中濃度
換気中のフード内で 0.4 GBq のトリチウムで標識されたメタン全量が飛散するという事例について検討する。トリチウムの飛散を生じた時点を含む 8 時間平均のトリチウムの排気中濃度は排気中濃度限度の約I倍となる。作業室の容積が 50 m3、換気回数は 1 時間当たり 5 回とする。

実験者にはトリチウムの取扱方法に注意するとともに、トリチウムの捕集装置を備えたグローブ
ボックスを使用することにした。
（3）排水中濃度32

P で標識されたリン酸ナトリウムを誤って流しに流した事例を検討する。まず、貯留槽中の放射能を定量する。トリチウム（HTO）、および 32P（リン酸イオン）が、それぞれ 6 および 0.6
Bq/cm3 であったとき、排水中濃度限度との比の和はJとなる。排水中濃度限度との比の和が 1を超える場合には、希釈するかまたは減衰後に排水するかの判断をする必要がある。なお、（）

内は使用記録から推定される化学形である。
これまで、実験廃液は、核種や溶液の化学的性質を考慮して、保管に適した廃液保管容器を準備するとともに、器具の洗浄は少量で数回繰り返し、洗浄液も廃液保管容器に回収することを周知してきたが、さらに廃液の管理を徹底するように注意した。

-10-

（令和 2 年度）第 1 種実務<A、B の解答群>
1

1 日間

6

1 年間

2

1 週間

3

1 月間

4

3 月間

5

6 月間

<C の解答群>
1

エタノール含有水2

水酸化ナトリウム水溶液

4

アンモニア水5

炭酸バリウム水溶液

3

塩酸<D の解答群>
1

0.15

2

0.33

3

0.67

6

4.5

7

6.7

8

20

4

1.3

5

2.0

4

0.6

5

1

4

4

5

10

<E の解答群>
1

0.1

2

0.2

3

0.4

6

3

7

4

8

6

<F の解答群>
1

0.2

2

0.4

3

2

6

20

7

40

8

100

<G の解答群>1

モノエタノールアミン水溶液

2

メンブレンフィルター

3

希塩酸

4

活性炭フィルター

5

シリカゲル

6

モレキュラーシーブ<H の解答群>
1

NaI(T1)シンチレーションカウンタ

2

液体シンチレーションカウンタ

3

GM カウンタ

4

Ge 検出器5Si(Li)検出器

6

ZnS(Ag)検出器<I の解答群>
1

0.1

2

0.2

3

0.3

6

3.0

7

4.0

8

6.0

4

0.6

5

1.0

4

1.2

5

2.1

<J の解答群>
1

0.1

2

0.2

3

0.6

6

3.0

7

5.0

8

6.0

〔解答〕
A－2

B－4

C－3

D－3

E－4

F－4

G－1

H－2

I－3

J－5

注）A，B：告示（放射線を放出する同位元素の数量を定める件）第 7 条に基づき，空気中濃度限度は，1 週間についての平均濃度とされている。排気中濃度限度は，同告示第 14 条に基づき，3 月間についての平均濃度とされている。
C：炭酸水素ナトリウムに塩酸を加えると二酸化炭素が発生し，塩化ナトリウムと水ができる。NaHCO3 ＋HCl → NaCl ＋ CO2 ＋H2O
D：作業室の空気中濃度は，100×106〔Bq〕÷（50×106）〔cm3〕＝2〔Bq /cm3〕-11-

（令和 2 年度）第 1 種実務

別表第 2 より，二酸化物の空気中濃度限度 3×100 を用いて
2 〔Bq /cm3〕÷ （3×100）〔Bq /cm3〕≒0.67
E：吸入摂取量＝作業室の空気中濃度×滞在時間×呼吸量＝2×10-6〔MBq /cm3〕×15〔分〕×20×103〔cm3/分〕＝0.6〔MBq〕
F：預託実効線量＝吸入摂取量×実効線量係数
別表第 2 より，二酸化物の吸入摂取した場合の実効線量係数 6.5×10-9〔mSv /Bq〕を用いて
0.6×106〔Bq〕×6.5×10-9×103〔μSv /Bq〕＝3.9〔μSv〕
よって，解答群より 4 となる。
G：二酸化炭素の吸収液として，モノエタノールアミン水溶液が広く用いられている。
H：14C は，最大エネルギー157keV の低エネルギーのβ線を放出する。解答群の中でβ線用の測定器は，液体シンチレーションカウンタと GM カウンタである。GM カウンタは，低エネルギーのβ線に対して検出効率が低いため，液体シンチレーションカウンタが最も適切である。
I：作業室の 8 時間の換気量は，50〔m3〕×8〔時間〕×5〔回/時間〕＝2000〔ｍ3〕
別表第 2 より，トリチウム標識のメタンの排気中濃度限度 7×10-1 を用いて
0.4×109〔Bq〕÷（2000×106）〔cｍ3〕÷7×10-1〔Bq /cm3〕＝0.285…
よって，解答群より 0.3 となる。
J：トリチウムの排水中の濃度比は，別表第 2 より，トリチウム標識の水の排水中の濃度限度
6×101 を用いて

6〔Bq /cm3〕÷6×101〔Bq /cm3〕＝0.1

32

P の排水中の濃度比は，別表第 2 より，32P 標識の排水中の濃度限度 3×10-1 を用いて 0.6〔Bq /cm3〕÷3×10-1〔Bq /cm3〕＝2
トリチウム及び 32P の濃度比の合計は，0.1＋2＝2.1

問5の部分について、解答群の選択肢のうち最も適切な答えを 1 つだけ

次のⅠ、Ⅱの文章の選べ。

Ⅰ

内部被ばくは、体内に取り込まれた放射性物質からの放射線による被ばくである。取り込まれた
放射性核種は、その物理的半減期（Tp）で減少するが、核種や化学形によって異なる体内分布をとり、排泄などで体内から排出されるまでその組織または臓器を照射する。さらなる取り込みがない
ときに、生体が代謝や排泄などにより取り込んだ物質の半分を取り除くために要する時間を生物学的半減期（Tb）と呼ぶ。体内における放射性核種は、物理的半減期と生物学的半減期の双方を考慮した有効半減期（Te）に従って減少する。有効半減期（Te）は、以下の式 Te=Aにより求められる。
告示（放射線を放出する同位元素の数量等を定める件）別表第 2 で定められている実効線量係数の算出に用いられた成人におけるトリチウム水の生物学的半減期は、摂取量の 97%については 10日、残りの部分についてはBである。近似的に、摂取量の 100%について生物学的半減期が 10-12-（令和 2 年度）第 1 種実務

C日であるとみなすと、トリチウムの物理的半減期が約成人におけるトリチウム水の有効半減期は約Dであることから、上記の式に従うと、と算出される。なお、生物学的半減期は化学形により異なる。有機結合型トリチウムに対して用いられた成人における生物学的半減期は、摂取量のEについては 10 日で、残りの部分については

B

である。

しかし、最近の研究から、体内に取り込まれたトリチウムは、その一部が生体内で代謝されてより長期間残存することが明らかになってきており、その長期間残存する部分の生物学的半減期は成人で 1 年程度と考えられている。
<A の解答群><B の解答群>
1

5日

2

10 日

3

40 日

4

100 日

5

1年

6

5年

7

10 年

8

12 年

3

88 日

4

5年

5

12 年

<C の解答群>
1

8日

2

14 日

6

30 年

7

5,730 年

<D の解答群>
1

5日

2

7日

3

10 日

4

12 日

5

30 日

6

135 日

7

200 日

8

210 日

9

330 日

10

5年

11

12 年

12

30 年

13

50 年

3

10%

4

50%

5

90%

<E の解答群>
1

1%

2

3%

6

97%

7

99%

Ⅱ

放射性核種による被ばくと長期間にわたる放射線量の集積を規制するために、預託線量という概念が導入された。これは、取り込まれた放射性核種から、特定の期間内に与えられると予測される総線量であり、放射線管理の上では、その放射性核種を摂取した時点でこの線量を受けたものとして取り扱う。成人に対しては摂取時かららGFの総線量を評価し、幼児や小児に対しては摂取時かの総線量を評価する。

職業被ばくについて、国際放射線防護委員会（ICRP）は、1990 年及び 2007 年の基本勧告で、定められた 5 年間の平均が 1 年当たり 20 mSv で、いかなる 1 年間についても 50 mSv を超えるべきではないという実効線量限度を勧告している。実際に内部被ばくが生じたときの線量評価について
は、様々な測定により取り込まれた放射性核種の体内摂取量を推定し、その核種に対して告示（放射線を放出する同位元素の数量等を定める件）別表第 2（抜粋を下表に示す）で定められている実効線量係数を用いた計算により預託実効線量を評価する。例えばトリチウムを、トリチウム水とし-13-

（令和 2 年度）第 1 種実務て 5.5 kBq、メタン以外の有機物として 0.5 kBq を経口摂取した場合の預託実効線量は

H

µSv と

評価できる。
我が国における排液中又は排水中の濃度限度は、公衆の被ばくを考慮して、この濃度の水をI飲み続けたとき、経口摂取による内部被ばくの平均実効線量が 1 年当たり 1 mSv となるものとして定められている。この計算においては、各年齢層に対する実効線量係数及び年間摂水量が考慮されている。年齢別の実効線量係数は、ICRP の Publication 72 で 3 か月、1 歳、5 歳、10 歳、15歳、成人に対して計算が行われており、例えば 3H を経口摂取した場合の実効線量係数は、年齢の増加に伴ってJする。

<F、G の解答群>
1

10 年間

2

30 年間

3

50 年間

4

70 年間

5

100 年間6

20 歳まで7

30 歳まで8

50 歳まで

9

70 歳まで10

100 歳まで<H の解答群>
1

9.0×10-62

2.1×10-5

3

9.9×10-5

4

1.2×10-4

5

2.3×10-4

6

2.4×10-4

7

9.0×10-3

8

2.1×10-2

9

9.9×10-2

10

1.2×10-1

11

2.3×10-1

12

2.4×10-1<I の解答群>
1

20 年間

2

30 年間

3

50 年間

4

100 年間5

生まれてから 20 歳まで

6

生まれてから 30 歳まで

7

生まれてから 50 歳まで

8

生まれてから 70 歳まで

9

生まれてから 100 歳まで<J の解答群>
1

2

増加

減少

〔解答〕
Ⅰ

A－5

B－3

C－5

D－3

E－4

注）A：Tp、Tb、Te 間では、1/Te=1/Tp＋1/Tb の式が成り立つ。これを Te について解くと Te= TbTp /（Tb＋Tp）となる。
B：トリチウム水が体に取り込まれると、その一部は有機結合型トリチウムに変わる。その生
物学的半減期は 40 日程度である。
C：トリチウムは物理学的半減期 12.32 年のβ－線放出核種である。

-14-

（令和 2 年度）第 1 種実務

D：トリチウム水の有効半減期を、設問 A の式を用いて求めると次のようになる。
トリチウム水の有効半減期 Te= 10×12×365/（10+12×365）≒10（日）物理学的半減期と生物学的半減期とが大幅に異なる場合には、有効半減期は短い方の半減期に近い値になることがわかる。
E：有機結合型トリチウムが体に取り込まれると、その約 50%は代謝により生物学的半減期 10日のトリチウム水となる。残りの約 50%は生物学的半減期 40 日の有機結合型トリチウムのまま存在するが、その一部は生体内で代謝により長期間残存する。

F－3

Ⅱ

G－9

H－10

I－8

J－2

注）F、G：預託線量は、放射性核種から受ける線量率を摂取後の期間積算することによって求める。積算期間が特定されていないときは、成人に対しては 50 年、子供に対しては摂取時から 70 歳までとする。
H：内部被ばくによる実効線量（預託実効線量）E（mSv）は実効線量係数 e（mSv/Bq）と摂取量 I（Bq）の積、E＝e×I で求められる。経口摂取した場合は別表第 2 の第 3 欄の係数を計算に用いる。
預託実効線量 E＝1.8×10-8（mSv/Bq）×5.5×103（Bq）＋4.2×10-8（mSv/Bq）×0.5×103（Bq）＝12×10-5（mSv）＝1.2×10-1（μSv）
I：排液中又は排水中の濃度限度及び排気中又は空気中の濃度限度はいずれも、生まれてから70 歳まで摂取したと仮定して設定されている。
J：濃度限度は、公衆に対する実効線量限度である 1 年あたり 1mSv に基づいて定められている。この値が公衆の年齢に関わらず一定であるのに対し、公衆の年間摂水量は幼児から成人まで成長につれて増加する。そのため年齢別の実効線量係数は、年齢の増加に伴って減
少する。

問6

次のⅠ、Ⅱの文章のの部分について、解答群の選択肢のうち最も適切な答えを 1 つだけ選べ。

Ⅰ

放射性壊変の過程でγ線に加えて、飛程の短いα線やβ線を放出する核種は、がんの診断と治療を同時に行うことができる核種として注目されている。このような核種の 1 つである 131I を標識した化合物（液体状）を使った動物実験において、組織 X におけるこの 131I 標識化合物からのβ線による吸収線量が 0.5 Gy 程度となるのに必要な放射能について考えてみよう。ただし、組織 X に集積していない 131I 標識化合物からの影響は考慮しないこととする。
はじめに、131I の物理的半減期はAであり、1 壊変当たりのβ線の平均エネルギー（180keV・Bq-1・s-1）がすべてこの組織 X に吸収されると仮定する。また、集積後のこの組織 X からの排出は起こらず、新たな集積はなく、組織 X の重量の変化もないと仮定する。組織 X における、十分長い時間にわたる総壊変数（累積放射能）Ã[Bq・s]は、時刻 t[s]における放射能 At[Bq]を-15-

（令和 2 年度）第 1 種実務

集積後（時刻 t=0）から十分長い時間（時刻 t=無限大）まで積分したときの関係式
Ã=B

により計算することができる。上式において、A0[Bq]は、組織 X に集積する放射能の初期値、
T1/2[s]は、131I の物理的半減期である。ここで、組織 X の重量は 24 g で、この 131I 標識化合物を静脈投与直後に投与放射能の 30%が組織 X に集積すると仮定する。
以上の仮定及び計算式を用いることにより、動物 1 匹当たりに必要な投与する放射能はMBq と概算できる。また、使用予定の放射能は、使用場所での 3 月間使用数量、及び

D

C
を超

えないことが必要であるが、特に、複数匹を使用する動物実験においては、より一層の注意を払ってこの点の確認を行うようにする。
<A の解答群>
1

2.0 分

2

10 分

3

20 分

6

8.0 日

7

60 日

8

30 年

4

110 分

5

13 時間

4

2.0

5

17

<B の解答群><C の解答群>
1

0.42

2

0.60

3

1.4

6

58

7

1,400

8

5,000

<D の解答群>1

1 月間使用数量21 週間使用数量

3

1 日最大使用数量

Ⅱ

非密封放射性同位元素を取り扱う場合には、外部被ばくに対する管理の他に、吸入摂取などによる内部被ばくの管理が必要である。放射性ヨウ素 131I は、壊変の過程で主にEeV のγ線を放出するため、鉛ブロック等による線源の遮蔽による外部被ばくの防止に努める。また、 131I の吸入摂取を防ぐためには、作業時の活性炭マスク着用や、作業をフードやグローブボックス内で行うことが重要である。
内部被ばくでは、放射性同位元素の種類や存在形態などにより、特定の臓器に集積するものがあるため注意が必要である。90Sr や 226Ra は、Fと似た化学的性質を有するため

G

に集積す

る。また、ヨウ素がH

ホルモンの材料であることから、131I は放射性セシウムは、Iと化学的性質が類似しており、経口摂取すると消化管から吸収されて全Hに取り込まれる。一方、身に分布する。
放射性物質を万一大量に摂取してしまった場合、体内からすばやく排除するための手段を講じることが重要である。放射性ヨウ素に対しては、摂取後すみやかに薬剤として安定ヨウ素剤を投与する。放射性セシウムを摂取した場合には、Jを投与する。セシウムイオンがこの薬剤に吸着されることにより、消化管からの吸収を阻害する。
<E の解答群>
1

1.31×10-82

1.31×10-5

3

1.86×10-5-16-4

1.86×10-2

5

3.65×10-1

（令和 2 年度）第 1 種実務

6

1.86

7

3.65

8

1.57×1019

1.86×10110

1.86×10211

3.65×10212

1.31×10513

3.65×10514

1.86×10615

3.65×106<F～I の解答群>
1

亜鉛

2

鉄

3

銅

4

カルシウム

5

カリウム

6

アルミニウム

7

筋肉

8

肺

9

脳

10

骨

11

甲状腺

12

脳下垂体

13

副腎皮質

14

膵島

3

プルシアンブルー<J の解答群>
1

EDTA

2

DTPA

4

アルギン酸ナトリウム

5

生理食塩水

〔解答〕
Ⅰ

A－6

B－7

C－3

D－3

注）A：131I の物理的半減期は 8.02 日
B：時刻ｔまでの壊変数は𝑡𝑡1∫ 𝐴𝑡 𝑑𝑡 = ∫ 𝐴0 𝑒 −𝜆𝑡 𝑑𝑡 = 𝐴0 × （1 − 𝑒 −𝜆𝑡 ）
𝜆
0
0

壊変法則

1 𝑡⁄𝑇1/2𝐴0 𝑒 −𝜆𝑡 = 𝐴0 ( )

より

2

∞

𝜆 = 1/𝑇1/2 × 𝑙𝑛2∞

𝐴̃ = ∫ 𝐴𝑡 𝑑𝑡 = ∫ 𝐴0 𝑒 −𝜆𝑡 𝑑𝑡 = 𝐴0 ×00であるから、総壊変数は1= 𝐴0 × 𝑇1/2 ÷ ln 2𝜆と整理できる。核種の半減期に比べて十分長い時間までの全ての壊変数は、原子数に等しいことを意味する。
C：組織 X の吸収線量 D[Gy＝J/kg]は、上で求めた総壊変数 𝐴̃と、1 壊変当たりのβ線の平均エネルギー Eβ[keV]、組織への集積率 u、組織 X の質量 ｍ[kg]を用いて計算できる。

D＝𝐴̃×Eβ×u／ｍ＝（A0×T1/2／ln2）×Eβ×u／ｍ
目標の吸収線量を得るために投与が必要な放射能 A0 [Bq]は
A0 =D×m×ln2／（Ｅβ×u×T1/2）
A0 =0.5×24×10-3×0.693／（（180×103×1.602×10-19）×0.30×（8.0×24×3600））＝1.39×106 [Bq]
D：密封されていない放射性同位元素は、施設・設備の能力を踏まえて、年間使用数量、３月間使用数量、１日最大使用数量を設定して使用許可を得る。1 日最大使用数量は、人が常時立ち入る場所における線量や 1 週間平均濃度や人が常時立ち入る場所の空気中濃度（1
週間平均濃度）の算出に用いられる。

Ⅱ

E-13

F-4

G-10

H-11

I-5

J-3

注）E：放射性ヨウ素 131I はβ 崩壊により 131mXe に壊変する。放出されるβ粒子の 89.5％は最大－

エネルギー0.606MeV であり、引き続き 131mXe の過剰エネルギーをγ線の形で放出する。
この時のγ線ではエネルギー0.365MeV の光子が 81.7％と最も多い。

-17-

（令和 2 年度）第 1 種実務

F，G：Sr，Ra は周期表では 2 族に属する。同族の Ca と化学的性質が似ていることから骨に多く集積し、生物学的半減期も長い傾向がある。
H：甲状腺ではヨウ素を取込み、有機化された形で蓄積、これを材料に甲状腺ホルモン（トリヨードサイロニンとサイロキシン）を産生、分泌する。ヨウ素が十分に蓄積されている場
合、過剰なヨウ素は吸収されずに血中から尿中に排泄される。
I：Cs は周期表では 1 族に属する。同族の K と化学的性質が似ており、可溶性化合物として経口摂取されたセシウムは消化管で良く吸収され、体液として人体全身にほぼ均等に分布し沈着する。その生物学的半減期は約 110 日である。
J：プルシアンブルーは一般的にはフェロシアン化鉄とよばれる人工顔料であり、カリウムやナトリウムなどの他のアルカリイオンの存在下でもセシウムイオンを選択的に吸着する特徴がある。金属錯体（構造式 Fe4[Fe(CN)6]3 ）内部にある空隙にセシウムを選択的に取り込むと考えられている。

-18-