ISSN 1881-7297

日本保健物理学会専門研究会報告書シリーズ

Vol.11 No. 2

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する
専門研究会

報告書

2019 年 10 月
一般社団法人 日本保健物理学会
自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する
専門研究会
1

目

次

第１章

序論 ...........................................................................................................................4

1.1

背景 ...........................................................................................................................4

1.2

目標 ...........................................................................................................................5

1.3

活動状況....................................................................................................................7

第２章

我が国における自然放射性核種を含む廃棄物の管理と規制の現状.........................82.1

自然放射性核種を含む廃棄物の管理の現状............................................................8

2.1.1

NORM および NORM 廃棄物（ウラン鉱山施設から発生する廃棄物含む）.....8

2.1.2 ウラン取扱施設から発生する廃棄物................................................................. 122.2

規制の現状............................................................................................................ 16

第３章

課題に対する考察 .................................................................................................. 19

3.1

検討方針................................................................................................................ 19

3.2

計画被ばく状況と現存被ばく状況の考え方......................................................... 21

3.3

除外・規制免除及びクリアランスに関する放射線防護基準 ............................... 24

3.4

長期の時間スケールと不確実性の扱い ................................................................ 33

3.5

安全評価におけるリスク論的考え方.................................................................... 43

3.6

ラドンの扱い ........................................................................................................ 443.7

化学毒性等の放射性毒性以外の扱い.................................................................... 47

3.8

社会学的側面（世代間倫理、環境保護の側面、およびリスク認知）................. 50

第４章

検討内容の総括と提言 ........................................................................................... 57

4.1

総括....................................................................................................................... 57

4.2

提言....................................................................................................................... 62

謝辞....................................................................................................................................... 64
付録....................................................................................................................................... 65

2

「自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会」研究会員
専門研究会員：主査 下

道國

藤田医科大学（旧称・藤田保健衛生大学)

岩岡 和輝（国研）量子科学技術研究開発機構（元）国立大学法人 弘前大学

大越実（公社）日本アイソトープ協会

国分

保訓

東京電力ホールディングス（株）

小林愼一* （一社）新金属協会（元・原子燃料工業（株））
知久* （国研）日本原子力研究開発機構

財津（元・（公財）原子力安全研究協会）
齋藤龍郎* （国研）日本原子力研究開発機構

杉山

大輔

麓

弘道*

（一財）電力中央研究所
日本検査（株）（元・三菱原子燃料(株) ）（元・（一社）新金属協会））

古田定昭（株） ペスコ

吉永信治

国立大学法人

広島大学（元・放射線医学総合研究所）
米原

英典（公財）原子力安全研究協会

笠井

篤**

（株）環境技術センター

3

＊

幹事

**

元委員

第１章

1.1

序論

背景
自然界にあるがままに存在している放射性物質が、元来の意味での自然放射性物質であるが、これらの物質を人が利用に供するために加工し、あるいは他の物質等と一体化したものなど、人工核種を含まない放射性核種については、広く自然放射性物質と呼称されることがある。すなわち、自然物を産業で利用した結果、これらの核種が意図せずに濃縮されている場合がある。また、一般消費者財としての商品の中には、これらの核種を含む物質が使用されている場合がある。あるいは、その分裂性あるいは放射性に着目して利用する場合もある。それら物質の主な構成核種
はウラン系列核種、トリウム系列核種、K-40 である。国際原子力機関（IAEA）の定義によると、人工核種が含まれず、自然に生成された核種が、規制対象となるよ
うな有意な濃度以上のものを含む物質を自然起源放射性物質（Naturally Occurring
Radioactive Materials；NORM）としている。NORM の考察に際しては、その使用状況等に応じて区分されている（放射線審議会基本部会報告書[1]に記載）。
これら NORM の一種であるウラン鉱石から、製錬、転換、濃縮、再転換、成型加工等を行う施設の運転・解体に伴い放射性廃棄物が発生する。このようなウランを含む廃棄物の処分は、長期にわたり放射能の減衰が期待できず、かつ、安全性の判断に当たり自然環境中の放射能との関連等も考慮する必要があると考えられることから、現在の第二種廃棄物埋設の事業の安全規制[2]の対象外となっている。
わが国では、これらの廃棄物に関して、これまでその取扱いについて議論が十分に尽くされずに来て、先送り状況にある。このことは、NORM やウランが自然に存在する放射性物質であることに大きく係っているとみられるが、特に、核燃料サ
イクルで発生するいわゆるウラン廃棄物、すなわち、ウランを精製する過程や、精製したウランの加工を実施した施設等で生じるウランを含有した廃棄物では、ウランとその子孫核種が分離されており、NORM のウランとは核種組成が異なることが解決を難しくしている理由の一つと思われる。

4

1.2

目標
廃棄物の処分に当たって考慮すべき事項は、廃棄物としての成形、封印容器、物
量、濃度など多々あるが、いずれも放射線防護ならびに環境保護の両面と無関係ではない。線量の観点から見た場合、廃棄された NORM（以下、NORM 廃棄物とする）中のウランは放射平衡またはそれに近い状態にあるとみられることから、その線量は長期にわたり時間と共に変わることはない。一方、分離したウランの利用では、子孫核種が除去されていることから、初期の段階では放射線量は小さいが、一度廃棄等の処分をして環境に戻した後では、濃縮ウランの場合は数 10 万年後に、劣化ウランの場合には 100 万年以降にピークを迎える子孫核種の生成が認められ（図 1.1 参照）[3]、それに伴い線量が増大する。

図 1.1

天然ウランの子孫核種の生成[4]この両者、すなわち、自然のままのウランおよび NORM 廃棄物中のウランと、一度利用に供したウランの違いをどのように把握し、放射性防護基準1が同一である
べきか、あるいは異なるべきかの検討をすることは、人間の健康影響の点からは当然のことながら、環境保護の視点からも考察すべき重要な事項である。
さらに、我々が、概ね状況を認識できる範囲である数 100 年までの期間では、分離したウランでは子孫核種の生成は始まったばかりであり、分離したウランに対する防護基準がそのまま適用できる程度に、それらによる線量は低い。つまり、初期の段階では、子孫核種の防護については特に考慮する必要はなく、分離したウランに対する防護基準の適用で十分にカバーできる。しかしながら、子孫核種が成長し1

基準と規準の表記については、ICRP の邦訳に倣い、基準に揃えることとした。

5

てくるこの領域を過ぎた数 100 年以降の期間について、放射線防護はどのように考えるべきか、我が国の放射線防護の専門家は明確な考え方をこれまで提示してきていない。その結果、我が国では、分離したウランに対する放射線防護基準をそのま
ま 100 万年間、あるいはそれ以上の期間にわたり適用することについて、これまで
は特に検討され、その扱いに関する方法が提起されたことがなく、自然放射性核種を含む廃棄物の議論も前に進まなかったと言えよう。
本専門研究会は、上記の認識の下に、これまでわが国で議論されてきたが、課題として残されている核燃料サイクル施設から発生するウラン廃棄物の本質的な放射線防護は、NORM 廃棄物中のウランおよびこれらと深い関係にある自然放射性核種の放射線防護を無視しての解決はあり得ないと考え、国際放射線防護委員会（ICRP）や IAEA 等国際機関の考えを尊重しながら、わが国の自然放射性物質を含む廃棄物の処分の在り方について、これらを統括的に議論してまとめ、提言および今後の方向性や議論の進展を期待する論点として提示することとした。
なお、本報告書では、原子炉等規制法に基づいて規制の枠外のウランを狭義の「NORM ウラン」、原子炉等規制法で規制される核原料物質および核燃料物質かつ一定の数量および濃度以上のウランを「規制ウラン」、原子炉等規制法並びにNORM ガイドラインにこだわらない一般的な意味では「ウラン」と称し区別する。また、NORM ウランの廃棄物は、「NORM 廃棄物」、規制ウランからの廃棄ウランを含む廃棄物を「ウラン廃棄物」と記すこととする。

参考文献[1] 自然放射性物質の規制免除について、放射線審議会基本部会、2003 年 10月（16 年 7 月修正）
[2] 第二種廃棄物埋設の事業に関する安全審査の基本的考え方、2010 年８月９日
原子力安全委員会決定[3] 低レベル放射性廃棄物処分におけるウランの扱いについて－浅地中トレンチ処
分に係る規制への提言－ 平成 26 年度報告書、日本原子力学会「東京電力福島
第一原子力発電所事故以降の低レベル放射性廃棄物処理処分の在り方」特別専門委員会、2015 年 3 月[4]

第 14 回廃炉等に伴う放射性廃棄物の規制に関する検討チーム（2014 年 10 月 27 日）

6

資料 14-2-2

1.3

活動状況
研究会活動は以下のとおりである。
2017 年 6 月 29 日 第 1 回専門研究会（以下、第 5 回まで補足資料 1 参照）

・問題提起及び国内外の自然放射性核種に係る規制免除等の状況等
2017 年 10 月 27 日 第 2 回専門研究会
・社会心理学から観た『安全』と『リスク認知』
外部専門家 土田昭司

教授（関西大学

社会安全学部）・放射線防護と倫理、そして、自然放射線の防護（麓委員）・ICRP と IAEA における免除に関する基準の異同について（大越委員）
2018 年 1 月 16 日 第 3 回専門研究会
・環境分野における安全基準とリスク管理について
外部専門家 村上道夫

准教授（福島県立医科大学 医学部）

・自然放射性核種を含む廃棄物に関するこれまでの取組経緯（財津委員）
・我が国における NORM の利用実態と規制に関する検討状況（米原委員）
・自然放射性物質濃度の変動について（岩岡委員）2018 年 6 月 1 日 第 4 回専門研究会
・放射線防護基準に対するリスク学的視点からの検討（吉永委員）
・人形峠におけるウラン残土について（古田委員）
・現存被ばく状況における廃棄物管理に関する放射線防護の課題（杉山委員）
・国内外における劣化ウランの取扱い（齋藤委員）2018 年 6 月 29 日 専門研究会企画セッション（ホテルライフォート札幌）（補足資料 2 参照）
・テーマ：専門研究会の活動報告と検討課題紹介
2018 年 9 月 20 日 専門研究会シンポジウム（東京大学）（補足資料 2 参照）
・テーマ：自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護（除外、規制免除、クリアランス、処分）2019 年 2 月 12 日 第 5 回専門研究会
・専門研究会報告書審議及び提言の検討

7

第２章

我が国における自然放射性核種を含む廃棄物の管理と規制の現状

2.1

自然放射性核種を含む廃棄物の管理の現状

2.1.1

NORM および NORM 廃棄物（ウラン鉱山施設から発生する廃棄物含む）(a)

位置づけ及び性状（NORM 全般について）

NORM 廃棄物について検討するため、ここでは NORM 全般の位置づけ及び性状、物量について現状を整理する。放射線審議会は 2003 年 10 月、基本部会報告書「自然放射性物質の規制免除について」［1］を公表した。この報告書では、前述の報告書では、自然起源の放射性核種の全体を NORM と位置付ける一方、NORM 利用
に対する基本方針として、利用における人為性（行為か否か）や実際の被ばく可能性（「電離放射線に対する防護と放射線源の安全のための国際基本安全基準（BSS）」の免除レベル 1Bq/g を超えるか否か）の観点による分類と、分類ごとの規制方法、規制免除もしくは介入免除のレベルを設定した。
併せて、国内における NORM の利用実態として、表 2.1 および表 2.2 のとおり
調査結果が記載されている。
表 2.1 文部科学省報告書における NORM 利用実態調査結果(1/2)［1］
＊1

＊2

＊3

＊4

＊4

＊4

＊4

8

表 2.2 文部科学省報告書における NORM 利用実態調査結果(2/2)［1］
＊1

＊2

＊4

＊4

＊1
＊2

＊3
＊4

(b)

NORM の管理方法

前述の放射線審議会基本部会報告書では、規制の在り方を検討する対象として、自然放射性核種の内、Sm-147、Th-232 系列核種、U-238 系列核種を含むものとした。
［2］
なお、日本保健物理学会における「NORM 等に対する防護のガイドライン」
も、

前述の報告書を参照している。区分の詳細は表 2.3 に示したが、考え方は以下のとお
りである。
・区分１

：NORM と NORM のうち放射線のレベルが人為的に高められたもの（TENORM）を区別して、TENORM 以外の NORM を原則除外とされた。

・区分２、３：不法投棄や管理者不在となった NORM を含む廃棄物及び BSS 免除レベル以下の NORM が原材料のものについては介入の対象とされた（介入レベルを 1～10mSv/年）。
・区分４、５：採掘等の産業用原材料もしくはモナザイト等含めた鉱山残渣は、行為と介入の側面を併せ持つとし、一定濃度を超える可能性のあるものを特定して、規制もしくは介入の検討対象とされた（基準値 1mSv/年）。
・区分６：一般消費財は商品であるため、人工放射性物質と同様の管理を原則とするが、これまで規制対象外であり一般に使用されていることから、一般公衆に対する線量拘束値の最大値（ICRP Publ.82）である 1mSv/
年を確認し、NORM 含有表示あるいは型式承認等の規制を導入する
とされた。

・区分７

：放射線を放出する性質等を意図して利用するために精製された核燃料
9

物質やラジウム線源など放射線源として使用するもの。これらは人工放射線源と同様の規制となるとされた。
・区分 8:ラドンは、一般住居及び職場に関する調査の展開を待って、対策レベ
ルを検討することが適切であるとされた。

ただし、精製ウランやラジウム線源等の原子炉等規制法もしくは放射線障害防止法の規制下にある精製された Th-232 系列核種及び U-238 系列核種、ならびに今後対策レベルが検討されるとされるラドン・トロンについては対象から除外された。
なお、区分５の製造事業所における作業者及び周辺住民の被ばく低減、ならびに区分６の一般消費財による利用者の被ばく低減による安全確保を目的として、2009 年
6 月に同じく文部科学省より「ウラン又はトリウムを含む原材料、製品等の安全確表 2.3 放射線審議会基本部会報告書における NORM の分類と対応案

10

［3］
保に関するガイドライン」
が公開された。ガイドラインでは、原材料に含まれる鉱石等（モナザイト、ジルコン、リン鉱石他）のウラン・トリウム系列核種濃度が基準
値１Bq/g（精製ウラン・トリウムでは 10Bq/g）を超えるものを対象に、製造事業所については、作業被ばく線量及び敷地境界における 1mSv/年以下への被ばく線量低減等の改善措置を、一般消費財については、身体に密着又は近傍で使用されるものに限り、被ばく線量評価、低減のための改善措置、情報提供、記録作成等を求めている。
なお、ガイドラインを参照するか否かの判断を示すためのフロー図を図 2.1 に示し
た。

図 2.1

一般消費財に関する対象事業者を特定するためのフロー図(c) NORM 廃棄物
放射線審議会基本部会報告書の中で、NORM の廃棄物が「NORM 廃棄物」として
必ずしも明瞭に意識され、特記されているわけではない。しかし、前掲の表 2.3「放射線審議会基本部会報告書の NORM の分類と対応案」に示されている区分２は、過去に使用されて廃棄され放置されている NORM に対する対応であり、区分３は、産業で予期せず出てくる石炭灰やガス田、油田の缶石（スケール）などで、特に利用もされず放置に近い状況にある物質である。さらに区分 4 は、現在操業中の産業で出てくる産業利用の「残渣」である。これらはいずれも NORM 廃棄物と称されてもよい物質で、その対応策ならびに線量基準値として 1mSv/年、介入の目安レベルが1~10mSv/年と表に示されている。NORM では、その使用中と廃棄後が特に区別されずに、線量基準ないしは目安が提示されていることに、留意すべきであろう。
他方、文部科学省のガイドラインでは、NORM 廃棄物については、一般の産業廃11

棄物として埋め立て処分（中間処理を経由する場合を含む）することを意図として第三者に引き渡すときは、引き渡し先における被ばく線量が概ね 1mSv/年を超えないことを確認することとなっている。ただし、産業廃棄物として埋め立て処分されない
場合については、明示されていない。
これら基本部会報告およびガイドラインからは、NORM 廃棄物中のウランについて、行為に関する線量基準は 1mSv/年、介入レベルとして 1~10mSv/年が推奨されていることがわかる。
2.1.2 ウラン取扱施設から発生する廃棄物(a) ウラン廃棄物(1) 発生元と管理状況

図 2.2

ウラン廃棄物の発生元［4］ウラン廃棄物の発生元を図 2.2 に示した。原子力委員会原子力バックエンド対策専
門部会が取りまとめた「ウラン廃棄物処理処分の基本的考え方について」(2000 年 12月 14 日) ［4］において、「原子炉施設の運転に使用されるウラン燃料は、その原料となるウラン鉱石から、製錬、転換、濃縮、再転換、成型加工等の工程を経て製造される。これらの各工程を行う施設の運転・解体に伴い放射性廃棄物が発生する。これらの放射性廃棄物をウラン廃棄物という。
」とされている。
このようなウラン廃棄物の処分の安全確保の考え方は、旧原子力安全委員会が決定した「第二種廃棄物埋設の事業に関する安全審査の基本的考え方」(2010 年 8 月
9 日原子力安全委員会決定)［5］において、「ウラン系列核種が主な核種となるいわゆ
るウラン廃棄物については、自然起源の放射性物質を主たる組成とする放射性廃棄物であり、長期にわたり放射能の減衰が期待できず、かつ、安全性の判断に当たり

12自然環境中の放射能との関連等も考慮する必要があると考えられることから、本基本的考え方の適用対象外とする。」とされ、現在の第二種廃棄物埋設の事業（以下、第二種埋設事業）の安全規制の対象外となっている。これまでに発生したウラン廃棄物は、各施設の操業開始後、発生事業者が保管している状態にあり、貯蔵設
備容量の 90%を超えている事業所も存在している。その現状を図 2.3 に示した。

図 2.3
(2)

ウラン廃棄物保管の現状[6]

性状と物量各施設から発生するウラン廃棄物は以下に分類され、それらを図 2.4 に示した。
1)雑固体： ウランを取扱う設備の交換機器類や工具、ウエスや紙タオル等の雑固体であり、主な材質は、炭素鋼やステンレス鋼等の金属類、塩化ビニル等のプラスチック類である。
2) フィルタ：ウランを取扱う施設の排気処理に伴い発生するプレフィルタ及び
HEPA フィルタがある。フィルタの材料としては、ろ材の材質にはグラスウー
ル、セパレータにはアルミニウム、枠材として合板等が例として挙げられる。
また、ケミカルトラップ充填剤（NaF、活性アルミナ）等も発生する。
3) スラッジ：転換、再転換工程や湿式スクラップ回収、分析等の工程において発生する廃水処理として行う凝集沈殿やイオン交換等に伴い、廃泥、沈殿物（鉄殿物、シリカ殿物、フッ化カルシウム）等がスラッジとして発生する。
4) 焼却灰：可燃物や難燃物を焼却した後の焼却灰も廃棄物となる。
なお、上記の分類の他、施設の解体や交換に伴いウランが付着した金属類やコンクリートが発生する。このうち金属類はクリアランス確認の対象として制度が整えられている。

13

図 2.4

ウラン廃棄物の性状[6]ウラン廃棄物の想定される廃棄体等の量を図 2.5 に示す。この図は現有の廃棄物だけでなく、今後発生する廃棄物として 2050 年頃までに発生する廃棄体等の量を集計するとともに、廃棄体等中の放射能濃度を算定したものである。このうち、現行の金属を対象としたクリアランス制度を活用すると、埋設処分対象となる廃棄物
量は約 5 万 t である。200L ドラム缶換算では、1 本当たりの重量を 0.2～0.4t と仮定すると、我が国で想定されるウラン廃棄物の廃棄体等の量は、合計で約 13 万~約25 万本となる。

金属

金属以外

図 2.5 2050 年までに発生する国内主要発生事業者のウラン廃棄物（日本原燃、ウラン加工メーカ、原子力機構）[6]14廃棄体等中のウラン濃度の範囲は、1 万 Bq/g を超える廃棄物が僅かに発生するが、埋設対象廃棄物のうち 84%が 1Bq/g 以下であり(クリアランス対象物が 56%、
埋設対象廃棄物は 28%)、10Bq/g 以下までが 93%を占め、100 Bq/g 以下が 98%を占めることとなる。
(b) 劣化ウラン(1) 国内での位置付け
国内法における劣化ウランは、原子力基本法第 3 条第 1 項第 2 号で定義される「核燃料物質」であり、核燃料物質、核原料物質、原子炉及び放射線の定義に関する政令第 1 条第 1 項第 2 号における「ウラン 235 のウラン 238 に対する比率が自然の混合率に達しないウラン及びその化合物」である。
核燃料物質は、原子炉等規制法第 61 条第 1 項第 7 号に基づき使用者から他の事業者に譲渡すことはできるが、処分の規定は無い。
2005 年 10 月「原子力政策大綱」［7］p34 では、「国内でのウラン濃縮に伴い発生する劣化ウランは、将来の利用に備え、適切に貯蔵していくことが望まれる。」とされている。
表 2.4 我が国の核燃料物質（原子炉等規制法上の区分別内訳） [8]15その後、2014 年 4 月に「エネルギー基本計画」［9］が閣議決定され、2017 年 7 月［10］には原子力委員会より「原子力利用に関する基本的考え方」が公表されたが、劣化ウランに係る記載は特段無い。このため、現状の劣化ウランに対する政府見解
は、原子力政策大綱に準じた資源としての扱いとされ、現状では廃棄できない。
(2) 貯蔵量
核燃料物質の貯蔵量は公表されていないが、原子力委員会の資料［8］によれば、2009 年 12 月 31 日現在の国内劣化ウラン総量は約 1.5 万トンであり、そのうち
1.1 万トンが加工施設に保管されている。
(3) 貯蔵方法
代表的な事業者である日本原燃（株）が公開している六ヶ所ウラン濃縮工場核燃
料物質加工事業変更許可申請書（2017 年 4 月）［11］によれば、保管されている劣化ウランは、米国規格協会（ANSI）または国際標準化機構（ISO）規格 48Y もしくは
30B のシリンダ内に保管され、化学形態は UF6 である。
2.2

規制の現状
規制ウラン（原子炉等規制法で規制されるウラン）は、同法により、使用に対する届け出を要する規制値は 370 Bq/g*2で、ウラン同位体の総濃度で示されている。また、ウランのクリアランスレベルは、現時点では金属の再利用を前提に加工施設や試験研究炉、使用施設等を対象にして、5 核種が設定されている。この適用に当たっては基準との比が１を超えないよう合算規定が示されているため、天然ウラン（U-234：
U-235：U-238＝0.0054％：0.71%：99.28％）の比率を想定して、U-238 濃度で示すと 0.48Bq/g（有効数字未満切り捨て）となる。なお、産業廃棄物として埋設され、再利用を前提としない場合のクリアランスレベル検討は今後の課題である。
一方、前述されているように、NORM ウランは、原材料や廃棄物であるかを問わず、NORM ガイドラインにより、精製されたウランでは 10 Bq/g、精製されていな
いウランでは 1 Bq/g と２種類の基準が設定されている。後者は、鉛に至る子孫核種まで放射平衡が成立していると仮定して、全ての核種に対して１Bq/g という基準であるため、親核種である U-238 を基準として考えており、基準との比を用いる合算規定の考え方は無い。基準を超える場合は、作業者や周辺住民の被ばく評価により年間 1mSv を超えないような管理が要求事項として盛り込まれている。
規制ウラン濃度およびクリアランスレベルと、NORM ウラン濃度の規制を、大小*2 液体状のものは 74Bq/g、一般的にクリアランス廃棄物は固体なので固体で議論する。

16

関係が分かるように図 2.6 に示した＊3。この図では原子炉等規制法では一旦規制対象となった施設で発生したものの取り扱いは濃度が低くてもクリアランスされるまでは規制の対象となるため破線で示した。

図 2.6

原子炉等規制法と NORM ガイドラインが適用されるウラン濃度

天然ウランを仮定した U-238 濃度で、原子炉等規制法のクリアランスレベルとNORM ガイドラインの非精製のレベル 1Bq/g を比較すると、原子炉等規制法のクリ
アランスレベルは NORM ガイドラインレベルよりも低いレベルである。これは、将来の子孫核種の生成を考慮しても NORM ガイドラインの基準を超えることは無く、その意味では安全側であると理解できる。原子炉等規制法が適用されている事業者
は、放射性物質を安全に取り扱うことで許可や認可を受けているため、非適用事業者に対する NORM ガイドラインが提示しているレベル程度は、十分に満たすことが求められていると考えられる。この観点からは、原子炉等規制法のクリアランスレベル
が NORM ガイドラインよりも厳しいのは、理に適っていると言える。
一方、NORM ガイドラインにおいては廃棄物による被ばく線量の評価についても定められており、廃棄物をすべて処分するのではなく、資源の消費を抑制することによって、環境への負荷を軽減することになるため、原材料としてあるいは他の用途へ再利用することを推奨している。保管中の廃棄物の評価は発生事業者の責任とし、廃棄物が再利用のために別事業者に渡る場合は、被ばく線量評価に必要な情報を、出荷先の事業者に提供することを要求している。なお、対象事業者が管理下にあった廃棄物を産業廃棄物として埋立処分（中間処理を経由する場合を含む）することを意図して第三者に引き渡すときは、引き渡し先における被ばく線量が概ね１mSv/年を超えないことを確認する。引き渡し先における被ばく線量が１mSv/年を超えると推定さ*3 クリアランス廃棄物は一般的に大量発生するため総量規制については省略する。

17

れる場合及び評価できない場合は、引き渡しを行わないことが要求されている。そのため、産業廃棄物の処理事業者は、本ガイドラインの対象事業者とされていない。
なお、ガイドライン対象物を扱う事業者であっても、扱う原材料や廃棄物に含まれる自然のウラン又はトリウムの濃度が 1Bq/g（精製されたものは 10Bq/g）を超えなければ無条件にガイドライン対象外である。また、一般消費財については、上記の基準を超えた場合でも、人体の近傍で使用しないものや放射能総量が 8,000Bq（精製されたものは 80,000Bq）を超えなければ対象とならない旨が定められている。
以上に見たように、規制ウランと NORM ウランとでは、同じウランでありながら扱い方と基準が異なるが、廃棄物として処理・処分された後においては、線量基準は双方に矛盾の無い範囲で定められるべきと考えられる。
参考文献［1］「自然放射性物質の規制免除について」放射線審議会基本部会（2005 年 10 月）［2］「NORM 等に対する防護のガイドライン」日本保健物理学会（2009 年 3 月）
［3］「ウラン又はトリウムを含む原材料、製品等の安全確保に関するガイドライン」
文部科学省（2009 年６月）
［4］「ウラン廃棄物処理処分の基本的考え方について」原子力委員会原子力バックエ
ンド対策専門部会 (2000 年 12 月)［5］「第二種廃棄物埋設の事業に関する安全審査の基本的考え方」原子力安全委員会(2010 年 8 月)
［6］「低レベル放射性廃棄物処分におけるウランの扱いについて－浅地中トレンチ処分に係る規制への提言－平成 26 年度報告書」東京電力福島第一原子力発電所事故以降の低レベル放射性廃棄物処理処分の在り方特別専門委員会（2015
年 3 月）［7］「原子力政策大綱」原子力委員会（2005 年 10 月）［8］「第 5 回原子力委員会 資料 2」原子力委員会（2010 年 1 月）
［9］「エネルギー基本計画」（2014 年 4 月閣議決定）［10］「原子力利用に関する基本的考え方」原子力委員会（2017 年 7 月）
［11］六ヶ所ウラン濃縮工場核燃料物質加工事業変更許可申請書（2017 年 4 月）

18

第３章

3.1

課題に対する考察

検討方針
本報告書の背景で述べているように、自然放射性物質を含む廃棄物としては、
NORM および原子炉の燃料関連からの廃棄物が主であり、元素で言えば、ウランおよびその子孫核種が主な対象となる。ウランには U-238 と U-235 があるが、その地殻中での濃度、扱い量、およびウラン系列とアクチニウム系列の子孫核種の半減期を考慮すると、U-238 を考察の対象とするのが至当である。それゆえ、本章では、U-238 とその子孫核種を念頭において、当専門研究会では、NORM 廃棄物及びウラン廃棄物の放射線防護基準に際して、以下の 7 つの課題を抽出した。
（1）計画被ばく状況と現存被ばく状況の考え方(2) 除外・規制免除及びクリアランスに関する放射線防護基準(3) 長期の時間スケールと不確実性の扱い(4) リスク論的考え方(5) ラドンの扱い(6) 化学毒性等の放射能毒性以外の扱い(7) 社会学的側面（世代間倫理、環鏡防護、リスク認知）
はじめに、各課題の論考に先立ち、全体としてのスコープを記す。
現代及び将来の社会においては、ヒトと環境の双方を対象としなければ、放射線防護の問題解決は、もはやできないと考えられる。とりわけ、廃棄物の処分に関しては、これへの視点をないがしろにしては解決できないと考えるべきである。
処分された廃棄物は長期にわたって存在することから、現世代並びに将来世代にわたって、安全にかかわる放射線防護および永続的な環境保護の観点から検討すべき課題として以下の諸点、すなわち、長期間の被ばくの在り方（計画被ばくと現存被ばくによる区別またはその繋がり）、廃棄物を除外・免除・クリアランスに識別する
ことの可能性とその是非、および法規制に基づく管理期間と管理外期間の長さが挙げられる。さらに、線量的視点とリスク的視点のどちらに依拠すべきなのか、規制基
準としては線量基準と濃度基準のどちらがより適切なのか、線量を考える上でのラドンの問題、あるいは化学毒性の検討などである。これらは一体として、現在および将来の社会的要請に合致することが求められると認識する必要があると考え、最後に社会学的視点の世代間倫理、環境保護、さらにリスク認知からの考察を加える。

19

つぎに、本研究会は、規制に関する基準などの具体的な検討はしないので、ここで基準の基本的な考えを簡単に述べておく。例えば、有害物質の規制を歴史的に見れば、その世代で生成又は発見された毒物は、場合によっては犠牲者を出しながら、その時代の法令に従って処理されてきた経緯がある。これはその時代に応じた影響評価技
術や分析技術、処理技術に基づき対応され、基準化されてきているものである。ある
いは、新たに発見されたウラン鉱床を想定した場合、現在であれば、目的が鉱山開発の場合は、周辺環境や被ばくの低減化などが法令に沿って管理される。目的が鉱山開発でないのであれば、NORM の利用としてガイドラインが適用されよう。また、住民に１mSv/年（介入免除レベル、ICRP2007 の勧告に基づき 10-5/年のオーダーのリ
スク拘束値に相当）を超える被ばくが存在すれば、現存被ばく状況の介入として対応が検討されるであろう。これは、WHO の水道水質基準等、一般的に有害物質への一日当たりの曝露もしくは摂取による生涯過剰発がんリスクに対し、対象有害物質・媒体ごとに 10-5 で考えられていることから、単位を揃えた有害物摂取量において、放射線による被ばくの基準が同等程度であることは矛盾が生じない。
他方、自然放射性物質とはいえ、一度人間の利用に供されたものの廃棄については、
人工放射性物質と同様により厳しく基準を設定し、厳重な管理を長期にわたってすべきという考えもある。この考え方の是非についてもよく検討すべきであろう。
なお、基準そのものは、技術の進展、社会規範の変化あるいは経済的状況などによって、時代と共に変化しうることも想定しておくべきである。
以上のような観点から、半減期が極めて長く、子孫核種のビルドアップをも考慮しなければならないウランを含んだ自然放射性廃棄物について、埋設処分場操業時等の短期的には社会的規範もしくは社会の要請を担保し、処分場敷地が解放される中期的には社会や生活状況の変化あるいは思想の展開また技術の進展等に留意し、氷期周期等で不確実性が高まる長期的には地球環境の変化、さらに超長期的には生物としてのヒトの存在などにも考えを巡らし、それぞれに合致した柔軟性のある対応をとることが必要であろう。また、関連する基準についてその根拠を明らかにする必要がある。このような視点に立ち、自然放射性物質を含む廃棄物の処分について考察することは有益かつ必要と考えるところで、以下では、課題に沿って議論を展開する。

20

3.2

計画被ばく状況と現存被ばく状況の考え方
ICRP は、2007 年勧告［1］以前は、放射線防護体系の適用において「行為」（被ばくの増加をもたらす活動）と「介入」（すでに存在する線源からの被ばくを低減する活動）に区別して、それぞれ違った防護方策を示していた。2007 年勧告では、「行為」と「介入」による説明に替えて、計画被ばく、現存被ばくおよび緊急時被ばくの 3 つの被ばく状況に区分して、それぞれの状況に適切な防護方策を示している。
計画被ばくは、従来の「行為」の実施に伴う被ばくに相当し、主に原子力や放射線源の利用による被ばく全般を含んでいる。現存被ばく状況の例としては、住居におけるラドンによる被ばくのように規制対象となっていない自然放射線源による被ばく、
また放射線の規制がなかった遠い過去の活動で環境に放出された放射性物質の残渣による被ばく、あるいは原子力事故や放射線事象により放射性物質の放出後の緊急時被ばく状況に続いて生じる土地の汚染による長期的な被ばくなどがある。
計画被ばく状況は、他の被ばく状況と比べて、より厳しい線源や被ばくの管理が要求され、患者の医療被ばくを除いて個人の線量限度が適用される。つまり計画被ばくの対象となる線源から個人が受ける線量の合計が前もって規定された限度を超えな
いように制限される。これは、計画被ばく状況では、線量限度を超えないように設計された施設や防護策において、計画された線源の運用により被ばくを制限することが可能となる。これに対し、現存被ばく状況は、管理に関する決定をしなければならない時点で既に線源や被ばく経路が存在する状況である。この被ばく状況では、前もって規定した線量限度で制限することはできないので、その問題となる線源から被ばくする集団の被ばくを放射線防護対策によって、被ばくを低減することにより、最適化を履行することになる。最適化とは、被ばくの状況に応じて経済的及び社会的な要因を考慮して、被ばくする可能性、被ばくする人の数およびそれらの人が受ける線量を合理的に達成できる限り低く保たれることであり、すべての被ばく状況における防護で重要な原則である。この最適化の課程で、線量の制限に用いられる基準として、計画被ばく状況では、線量拘束値を、緊急時被ばく状況や現存被ばく状況では参考レベルを用いる。
ICRP は、廃棄物処分に伴う公衆被ばくの管理に対しては、年間約 0.3 mSv を超えない公衆の構成員の線量拘束値が適切であると勧告している。このように、計画被ば
くの線量拘束値の基準で設計する必要があるが、超長期評価による不確実性や、経年劣化による防護性能の低下などの想定されるものは、設計に含めて基準の範囲で考慮する必要があるが、想定を超える防護性能の喪失による被ばくは、潜在被ばくとして、その生起確率に応じた線量基準を設定するべきである。また管理期間終了後の、処分場サイトに人間が偶発的に侵入することを想定した人間侵入については、2007
21

年勧告より前では、介入の基準を用いることで説明されていたが、2007 年勧告発行
以降は、処分施設が管理期間終了後に人間侵入の事象が起これば、過去の活動による現存被ばくと見なすと考えられ、その時点での現存被ばくとしての状況に応じた参考レベルを設定して、被ばくの最適化を実施することになると考えられる。しかし、処分施設の設計段階においては、すべて将来の対応に任せるのではなく、計画被ばくの一部である潜在被ばくの考え方に沿って、事象が起こる確率を合理的に達成できる限り低く保つような措置を講じることにより、最適化により被ばくの生じる可能性を合理的に達成できる限り低く保つことが重要である。
ICRP Publ.122［2］は、廃棄物の地層処分の施設設計段階において、このような最適化を実施したうえで、将来事象が起きた際に、緊急時または現存被ばく状況の参考レベルで防護措置をとることができるかどうか、いわゆるシステムの頑健性4を確認することを提言している。このことは、処分施設の設計で、緊急時または現存被ばく状
況の参考レベルの基準を用いることを提言しているわけではなく、放射性物質の事
故的な拡散や人間侵入などの事象の生起確率や、被ばく線量などを最適化した設計
基準を設定して施設を設置した場合に、人間侵入の事象が起こっても将来の世代が、現存被ばく状況として対応が可能なことを確認しておくということを意図している。
［3］
自然線源を含む物質の利用は、IAEA の基本安全基準（BSS）（GSR Part3）において、原則的に現存被ばく状況として防護することを規定している。ただし、IAEA
は、自然線源が通常の環境には存在しないレベルを超える濃度の物質については、特に定めるものを除き5計画被ばくの対象としている。
その基準となる濃度は、ウラン系列核種やトリウム系列核種においては、1Bq/g、
K-40 については 10Bq/g である。このレベルは、クリアランスレベルとしても設定されている。
ウラン廃棄物は、自然線源の一部であるが、ウランを核燃料として用いられる際には計画被ばく状況として扱う。一旦計画被ばくとして扱ったものは、クリアランスにより、規制管理から外すことがなければ、その廃棄については、管理期間終了後も含めて、計画被ばく状況での防護基準により設計した施設で処分することになる。遠い将来においては、子孫核種が生じて、平衡状態に近づけば自然線源を含む物質と同様の状況となる。平衡に達した Ra-226 から散逸する Rn-222 の吸入被ばくは、密閉された空間内に人が居住するなどの特殊な条件下では、被ばく線量が高くなる可能性がある。このような被ばくシナリオについては、生起確率の低い潜在被ばくとして扱
うか、周辺に自然に存在する Ra-226 から散逸する Rn-222 と区別がつかないことも4

衝撃が起こる可能性を低減し、発生したとしても衝撃を吸収し、迅速に回復する能力（Bruneau et al.(2003)）[4]5 食品、飲料水、肥料、土地改良材、建材等
22

あるので、合計した濃度で、現存被ばく状況として扱うことも考えられるが、被ばく状況をどのように扱うべきかは今後の検討課題である。このラドンの扱いについては、3.6 で詳述する。
以上まとめると、処分後の遠い将来には現存被ばく状況が想定されるが、それを決定し対策を決めるのは将来世代である。それゆえ、処分場設計段階においては将来世代に対策を任せるのではなく、このような想定は計画被ばく状況のなかで行い、仮に人間侵入などの事象が起こったとしても、将来世代が、現存被ばく状況として対応が可能なことを確認しておくことが必要である。

参考文献［1］ICRP Publication 103 ”The 2007 Recommendations of the International
Commission on Radiological Protection”, ICRP(2007).
［2］ICRP Publication 122 “Radiological Protection in Geological Disposal of Longlived Solid Radioactive Waste”, ICRP(2013).
［3］”Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic
Safety Standards General Safety Requirements Part 3”, IAEA(2014).
［4］Bruneau, M. et al. (2003) "A Framework to Quantitatively Assess and Enhance
the Seismic Resilience of Communities," Earthquake Spectra, Vol. 19, No. 4,
pp. 733-752, Nov.

23

3.3

除外・規制免除及びクリアランスに関する放射線防護基準
ICRP［1］は、放射線被ばく状況の効率的管理を目的として、規制の適用範囲を明確化し、放射線防護規制の適用範囲を特定するための 2 つの概念として、除外と免除を提案している。また、免除の特別なケースとして、クリアランスの概念を示している［2］。これら 3 つの概念の定義は以下のとおりである。また、ICRP の Publ.104［2］に示されたこれら 3 つの概念の関係を示した図を図 3.1 に示す。
除外［Exclusion］；規制管理の手段の適用範囲から、ある特別の被ばくカテゴリーを故意に除外すること。
免除［Exemption］；ある線源又は放射線を伴う業務上の活動は、規制管理の一部
又はすべての面に従う必要がないとすること。規制機関による決定。
クリアランス［Clearance］；認可された行為の範囲内における放射性物質や放射性の物品を、国の当局による以後の管理の対象から外すこと。

図 3.1 ICRP Publ.104 に示された除外、免除及びクリアランスの関係図
ICRP[2]によれば、これら 3 つの概念を適用する際の判断の基本的な考え方として、
除外は、線源または被ばくが管理になじまないことを判断根拠に挙げている。これに対して、免除（クリアランスを含む）は、線源による被ばくが規制要件の適用を是認しないぐらい低いことを判断根拠に挙げている。
ICRP の除外の判断根拠は定性的であるが、免除とクリアランスの判断根拠として、「線源による被ばくが規制要件の適用を是認しないぐらい低い」の具体的な値としては、年個人線量で 10μSv が広く適用されてきている。ただし、ICRP は、自然起源の放射性物質（NORM）による被ばくについては、自然バックグラウンドからの24

線量の地域差が「年に数百μSv」（参考：国・地域の線量は 0.074―0.80 mSv/年の間で分散している；UNSCEAR 2000）であること等から、10μSv/年という判断基準を適用することは適切でなく 10μSv/年以外の線量基準が必要であるとも述べている［2］。
Publ. 104(73) (前略)けれども、10μSv/年という判断基準が人工線源の免除に広く適用されており、この目的での受入れが認められるが、NORM による被ばくについては、異なる根拠で判断基準を確立する必要があると、委員会は注記しておく。

また、ICRP［2］は、自然起源の放射性物質を含む物質（廃棄物を含む）にこれら 3つの概念を適用する際の放射線防護の具体的な線量基準については、以下の事項等を考慮して、国の規制当局が決定すべきであるとしている。


線源または被ばくの制御可能性

被ばくのレベル



使用方法



放射線源として使用する場合（例えば、Ra-226、Po-210 など）、元素としての特性を使用する場合（たとえばウラン、トリウム）

経済的・社会的・文化的な一般的事情

本項では、ICRP に加えて、IAEA における除外、免除及びクリアランスに係るこれまでの検討結果を参考に、わが国において、自然起源の放射性物質を含む物質（廃棄物を含む）にこれら 3 つの概念を適用する際の放射線防護の具体的な線量または放射能濃度の基準について考察する。考察に当たっては、規制の適用範囲の問題における国際的な整合性と一貫性についても配慮することとする。
①

除外

自然起源の放射性物質による被ばくは、通常、現存被ばく状況*6として扱われている。現存被ばく状況は、一般的には除外の判断基準が満たされるので、放射線防護のための規制要件の適用範囲外にある。しかし、規制下にない放射性物質にも、放射線防護のシステムが遵守できない可能性がある場合に規制要件が是認されるときには、いくつかの現存被ばく状況にも規制管理を適用することが妥当であると考えられている。
IAEA［3］は、自然起源の放射性物質を含む物質について以下の条件に合致する被ば*6 自然バックグラウンド放射線や ICRP 勧告の範囲外で実施されていた過去の行為の残留物などを含む、管理に関する決定をしなければならない時点で既に存在する状況。
（Publ.103 用語集）

25

くは計画被ばく状況*7として扱うとしている。
なお、ここで提案されているウラン、トリウム及びカリウムに対する濃度基準は、
IAEA RS-G-1.7［4］とその下位文書である SRS No.44［5］おいて、除外の考え方に基づき設定された値である。具体的には、UNSCEAR の 2000 年報告書［6］に示された自然起源の放射性核種の濃度の世界的な分布を考慮して導出されたものである。これらのレベルを使用しても、個人の線量は年間で約 1mSv を超えそうにない、としている。
ただし、ラドンの放散と、大量の汚染水による経路がある状況を除くとしている。実際に、これらの物質を除外した場合にどれくらいの線量になるかは、個々の事例ごとに評価しなければわからない、としている。以下、IAEA GSR Part 3[3]より引用する。
3.1. 計画被ばく状況に関する要件は、以下の行為に対して適用する。
(f) 放射性物質による被ばくを伴う原料の採鉱と処理
3.4. 自然線源による被ばくは、一般的に、現存被ばく状況と考えられており、5 章の要件の対象である。しかしながら、計画被ばく状況に関する 3 章の関連する要件を以下の被ばくには適用する。
(a) 物質中のウラン又はトリウムの崩壊系列中のどの放射性核種の濃度も 1
Bq/g を超え、あるいは、40K の放射能濃度が 10 Bq/g を超える場合のパラグラ
フ 3.1 物質による被ばく 17
17 食物、餌、飲料水、農業用肥料と土壌改良剤物質中の自然起源放射性核種、建築材料並びに環境中に残留している放射性核種による被ばく状況は、関係する放射性核種の放射能濃度の如何にかかわらず、現存被ばくとして扱われる
一方、ICRP［2］は、規制手段で制御することになじまない（管理を規則として定められない）という根拠に基づいて、特定の被ばく状況を放射線防護の法規制から除外できるとしているが、除外を行うための具体的な線量基準や濃度基準は示し
ていない。
②

免除

ICRP は、Publ.104［2］において、「NORM 産業に対する規制免除（または、場合によっては規制除外）は、約 1mSv/年の個人の線量基準で扱うこともありうる（ラドンによる被ばくは別途取り扱うため除く）」(141 項)と述べている。
*7 廃止措置、放射性廃棄物の処分、及び以前の占有地の復旧を含む、線源の計画的操業を伴う日常的状
況。操業中の行為は計画被ばく状況である。（Publ.103 用語集）

26

ただし、自然起源の放射性物質による被ばくであっても、より管理が容易な被ばく、具体的には、ウラン採掘活動を除く原子力産業での自然放射性核種による被ばくについては、1mSv/年よりも低い線量基準を使うべきではないかという考えを本文書に対するコメントを引用する形で示している。なお、具体的な代替となる線量基準は示していない。
Publ. 104(141) したがって、NORM 産業に対する規制免除（または、場合によっては規制除外）は、約 1mSv/年の個人の線量基準で扱うこともありうる（ラドンによる被ばくは別途扱うために除く。7.4 節参照）。1mSv/年以上の被ばく状況の免除は、特に単純で管理しやすい代替手段が利用可能であるときには、正当化されるとは思えない、ということが指摘されている。そのうえ、ウラン採掘作業の背後にある、原子力産業で使用されている自然起源核種を含む物質に関わる被ばく状況は、NORM 産業より比較的管理しやすい。したがって、ウラン採掘活動を除く原子力産業での自然放射性核種に対しては、NORM 産業に用いる免除の判断基準よりも、もっと低い判断基準を用いることが可能かもしれない〔Landfermann、 2006〕。
なお、ICRP は、一貫して、ラドンによる被ばくを防護体系から除外してきており、Publ.65［7］において、以下のように記載している。
Publ. 65(88) 委員会は、”指定された地理的地域または行為について該当する規制機関
がそうでないと規定しない限り“、ラドンによる被ばくをその防護体系から除外
し、別個に扱うべきである、と引き続き勧告する。
一方、IAEA［3］は、自然起源の放射性物質に対する免除については、計画被ばく状況に該当する物質に対しては適用されるが、現存被ばく状況に該当する物質に対しては、適用されないとしている。
1.4 項の注釈６０
自然起源の放射性核種であるウラン崩壊系列又はトリウム崩壊系列の放射性核種を 1Bq/g 未満の濃度で、40K を 10Bq/g 未満の濃度で含んでいる材料は、GSR Part3 に規定された計画被ばく状況に対する要件を受けない。したがって、
安全基準の要件からの免除の概念は、このような材料に対しては適用されない。

27

また、IAEA［3］は、自然起源の放射性物質を免除する際の判断基準として、以下の線量基準を提示している。

IAEA GSR Part3 付則Ⅰ
1.4 自然起源の放射性核種に関しては、大量物質の免除は、自然放射線のバッ
クグラウンドレベルによる代表的な被ばくに相当する年当たり 1mSv のオーダ
ーの線量基準を使用して、ケースバイケースで考慮する必要がある。
以上を総合すると、IAEA による免除は、自然起源の放射性核種であるウラン崩
壊系列又はトリウム崩壊系列の放射性核種を 1Bq/g 未満の濃度で、K-40 を 10Bq/g未満の濃度で含んでいる材料に対する、ケースバイケースの安全評価により、1mSvのオーダーの線量基準を用いて判断されることになる。
③

クリアランス

図 3.1 から明らかなように、ICRP の考え方によれば、クリアランスの対象となる物は、計画被ばく状況下にある物であり、現存被ばく状況下にあるような自然起源の放射性物質を含んだ物はクリアランスの対象にはならない。
IAEA の考え方（RS-G-1.7）に従えば、一旦計画被ばく状況下に置かれて、規制管理の対象となった物をクリアランスする際の判断基準（いわゆる無条件クリア
ランスレベル）は、以下の表のとおりである 4)。
表 3.1

天然起源の放射性核種の放射能濃度値

放射性核種

放射能濃度 (Bq/g)

K-40

10

上記以外の天然に存在する放射性核種1

上記の値は、自然起源の放射能濃度の世界的な分布の考察に基づいて決められた値で、いわゆる無条件クリランスレベルとして認識されており、永続平衡状態にある崩壊連鎖の親核種に適用されるものである。
IAEA はこの考え方を踏まえ、GSR-Part3 の付則１（免除とクリアランス）においては、上記表 3.1 の数値を満足すること、あるいはクリアランス対象物のリサイ
クルや処分において、自然バックグランドレベルに相当する１mSv/年オーダー以下の濃度であるべきとしている。
さらに GSR-Part3 の付則１の I.13 節の注 65 において、「例えば、特定のクリア
ランスレベルが、金属、建物からのガレキあるいは埋め立て処分場(landfill sites)28

のための廃棄物のために検討されてもよい。」として、いわゆる条件付きクリアラ
ンス8についても言及している。埋め立て処分を対象とした条件付きクリアランスの例としては、対象物を計画的に配置することにより産業廃棄物処分場に処分された場合での平均濃度で１Bq/g とするなど、管理方法に条件を付すこと、条件付
きクリアランスレベルの設定に関しては親核種である U-234、U-235 及び U-238
のみの影響については人工核種と同様の 10μSv/年、それらの子孫核種を含めた影響については自然バックグランドレベルに相当する１mSv/年オーダーの線量を判断基準とすることが考えられるが、このような考え方については今後の検討課題である。
一方、ICRP は、クリアランスを行うことができる放射性物質の濃度基準は示し
ていない。
まとめ
以上の ICRP と IAEA の考え方および 2 章で言及した「我が国における自然放射性核種を含む廃棄物の管理と規制の現状」を参考に、自然起源の放射性物質を含む物
質（廃棄物を含む）の除外、免除及びクリアランスを運用する際の線量または放射能濃度の基準としては、以下に示したものが妥当であると考える。
【全般】


検討対象となっている自然起源の放射性物質を含む物質（廃棄物を含む）を除外、免除またはクリアランスすることが、放射線防護上の最適な選択肢であることを事業者が示すこと。

【除外】

自然起源の放射性核種であるウラン崩壊系列又はトリウム崩壊系列の放射性核種を 1Bq/g 未満の濃度で、K-40 を 10Bq/g 未満の濃度で含んでいる物質（NORM 廃棄物、ウラン廃棄物含む）は、規制管理の対象から除外する。

【免除】

NORM の放射線防護基準に関しては、ICRP は自然バックグラウンドからの線量の地域差が「年に数百 μSv」であること等から、人工放射性核種に適用されている「年に 10μSv」という判断基準を適用することは適切でなく約１
ｍSv/年が合理的との考え方である。

8

再利用・処分等の方法に一定の制限を課すことにより、ある特定の評価経路のみを考慮すること。IAEA

GSR Part 3 の付則１によれば、クリアランスレベル（いわゆる無条件クリアランスレベル）が使用や埋め立て処分のどちらにも対応できるよう定められた数値であるのに対して、用途を限定した場合、例えば埋め立て処分に限定した場合には条件付きクリアランスレベル（specific clearance levels)を設定してもよ
いとしている。

29



この考え方に従って、約 1mSv/年を超える被ばく（ラドンによる被ばくを除く）をもたらす、人為的操作が加わった自然起源の放射性物質（NORM 廃棄物を含む）は放射線防護の観点からの規制管理の対象とする。換言すれば、この基準を下回る自然起源の放射性物質は、規制管理の対象から免除される。



但し、核燃料・核原料物質としての U、Th の免除に関しては、ICRP の Publ.
104 の 141 項においても議論されているように、NORM 産業より比較的管理しやすいことを考慮して、1mSv/年とは異なる線量基準の適用が考えられる。
数トン程度の物量の場合の免除については、IAEA が提案している免除濃度である 10Bq/g を使用することも考えられる。なお、2005 年に取りまとめられた自然放射性物質の規制免除に関する放射線審議会報告書［8］では、検討対象外であるが参考扱いとして 10μSv/年を提示している。

【クリアランス】


世界規模で流通する可能性がある、自然起源の放射性物質を含む金属スクラップ等の有用資源のクリアランスについては、国際的な整合性の観点から、
IAEA が提案したクリアランスレベルを使用することが妥当であると考える。



流通の可能性がない、自然起源の放射性物質を含む廃棄物を産業廃棄物として埋設処分するためのクリアランスについては、IAEA が提案したクリアラン
スレベルを使用するか、または、ケースバイケースの安全評価に基づき、自然
バックグランドレベルに相当する 1mSv/年オーダーの線量基準を用いて判断することが考えられる。



一方、ウラン取扱施設等から発生するウランで汚染した物質に対するクリア
ランスレベルについては、U-234 、U-235、U-238 について 1Bq/g(混在する場合にはトータルで１Bq/g)として法制化されているが、子孫核種の影響をどう考えるかで注意を要する。



再利用を目的としたクリアランスの場合には、精々数百年程度の放射線影響を考えればよく、この期間内では子孫核種の影響は顕在化しないが、今後の検討課題である産業廃棄物として埋設処分するためのクリアランスの場合には、子孫核種の影響を考慮せざるを得ないと考える。この場合、IAEA が指摘している考え方（RS-G-1.7）に沿って、U-234 、U-235、U-238 について法制化されている 1Bq/g という値は一連の崩壊連鎖の中での親核種の濃度と考えるべきである。



我が国における金属の再利用を前提としたウランのクリアランスレベルに関しては、国際基準の１Bq/g を導入するに当たって人工核種に適用されている
10μSv/年との比較でその妥当性確認［9］をし、法制化されているが、IAEA の
自然起源の放射性核種のクリアランスの考え方と現行の規制との整合を考慮
して、産業廃棄物埋設としてのクリアランスレベルの妥当性確認が必要な場
30

合には、親核種である U-234、U-235 及び U-238 のみの影響については人工核種と同様の 10μSv/年、それらの子孫核種を含めた影響については自然バッ
クグランドレベルに相当する１mSv/年オーダーの線量を考えること等により、自然起源の放射性核種として子孫核種影響を含めたウランを扱う IAEA の考
え方と、親核種である精製ウランを人工放射性核種として扱う現行の規制との整合と、天然賦存性の考慮を検討するべきである。
 一方、例えば産業廃棄物としての埋設のような場合においては対象物を計画的に配置することにより処分場平均で１Bq/g とするなど、管理方法に制限を加えることにより安全性を担保できるという条件付きクリアランスの考え方もある。この場合、条件付きクリアランスレベルの設定に関しては親核種である U-234、U-235 及び U-238 のみの影響については人工核種と同様の 10μSv/年、それらの子孫核種を含めた影響については自然バックグラン
ドレベルに相当する１mSv/年オーダーの線量を判断基準とすることが考えられるが、このような考え方については今後の検討課題である。
参考文献［1］ International

Commission on

RadiologicalProtection 、

The

2007

Recommendations of the International Commission on Radiological Protection、
ICRP Publication 103、 Annals of the ICRP 37(2-4) （2007）.
［2］ International Commission on Radiological Protection、 Scope of radiologicalprotection control measures、 ICRP Publication 104、 Annals of the ICRP、
37 (5) (2007).
［3］ International Atomic Energy Agency 、 Radiation protection and safety ofradiation sources: International Basic Safety Standards、 IAEA General Safety
Requirements Part 3 (2014).
［4］ International Atomic Energy Agency、 Application of the concepts of exclusion、
exemption and clearance、 IAEA Safety Guide RS-G-1.7 (2004).
［5］ International Atomic Energy Agency、 Derivation of activity concentration
values for exclusion、 exemption and clearance、 IAEA Safety Report Series No.
44 (2005).
［6］ UNITED NATIONS、 Sources and effects of ionizing radiation (Report to theGeneral Assembly)、 Vols 1 and 2、 Scientific Committee on the Effects ofAtomic Radiation (UNSCEAR)、 UN、 New York (2000).
［7］ International Commission on Radiological Protection 、 Protection Against
Radon-222 at Home and at Work. ICRP Publication 65. Ann. ICRP 23 (2)（1993.）.
31

［8］ 「自然放射性物質の規制免除について」
放射線審議会基本部会（2005 年 10 月）［9］ 「ウラン取扱施設におけるクリアランスレベルについて」原子力安全委員会（2009 年 10 月）

32

3.4

長期の時間スケールと不確実性の扱い(a) 長期評価期間の必要性と環境条件に関する考察
1.1 節「背景」で言及したように、NORM 廃棄物に起因する線量は、長期にわたり一定である。一方、分離したウランの利用に伴う発生する廃棄物では、埋設処分後の10 万年～100 万年のオーダーの時間が経過した後に、子孫核種の放射能が蓄積する(図 1.1)。このため、処分後の安全評価を実施すると、数 10 万年後以降に線量のピークが生じる可能性が示されることとなる(図 3.2)。原子炉施設等から発生する廃棄物
では、数 10 年から数 100 年の管理期間を設けて埋設処分を実施する[1]が、これと比較すると、NORM やウラン廃棄物の処分にかかる安全評価では、想定すべき評価期
間を非常に長くとる必要があるものと考えられる。

• 天然ウランを含む廃棄物を浅地中にトレンチ処分(コンクリートピットなどの人工構造物を設置せずに埋設処分)した跡地を住居建設や農作物生産で利用した場合の被ばく線量を推算した結果のイメージを示したものである。
• 線量の数値(図の縦軸は対数スケール)は廃棄物インベントリ(核種量、核種濃度、物量など)、核種
移行パラメータ(収着など)、環境条件によってケースバイケースの結果が与えられる。
• 埋設後の初期は廃棄物処分に起因する線量(図中の「核種毎の合計」)はウラン系列核種以外の核種による影響(図中の「ウラン以外の核種の合計」)が支配的であるが、約数千年以降になるとウラン系列核種以外の核種は減衰し「ウラン系列核種及び子孫核種」の蓄積による線量が支配的となる。

図 3.2

天然ウランを含む廃棄物の埋設処分後の線量評価の概念図[2]33このような安全評価では、通常の建築構造物のように、施設を実際に建設して安全の確認を行うことは不可能である。そこで、埋設処分後に想定される様々な事象を分析してシナリオとして表現し、発生する線量を数値シミュレーションによって評価することとなる。しかし、将来に生じる事象を正確に予測しきることは不可能であり、シミュレーションの結果には不可避な不確実性が残ることになる。さらに、放出された放射性核種は環境中を拡がりながら移動するので、評価期間が長くなるに従い、含まれる不確実性は種類や大きさが増すものと考えるべきである。
なお、安全評価において、図 3.2 に示したように、その結果が線量の「めやす値」
を超えなければ、安全な処分が可能と考えられる。めやす値の具体については、後の(b)「制度的管理と線量基準」において詳述する。
埋設処分後の線量評価では、環境条件の設定が重要である。長期の将来にわたる環
境条件の変動については、被ばく線量評価における生物圏の設定の観点から、国際的議論がなされている。IAEA が実施した生物圏モデル評価に関する研究プロジェクト
BIOMASS[4]の報告書は、廃棄物処分施設の潜在的な放射線影響を評価する上での不可欠な要素である人間の振る舞い(human behavior)の定量的な記述においては、数十
年から数百年以降であっても不確実性が増すことを避けられないとの認識を示している。生物圏モデルの開発において、仮定によって設定せざるを得ない将来の人間の振る舞いに係る要素としては、技術開発のレベル、社会の型(例えば農耕、都市居住)、習慣(今日の地域的習慣あるいは想定)を挙げている。
将来の不確実性が不可避であるとの前提に立ち、BIOMASS[3]の報告書は、評価の時間枠の設定において考慮すべき因子として、制度的管理期間、自然現象と人間活動による表層環境の変化、工学的バリアシステムの劣化、地質学的環境の変化、放射性核種の放出までの時期と規模、核種の半減期を挙げている。さらに、具体的な時間枠について以下のように例示的に論じた上で、1 万年以降の詳細な評価のレベルは低減できるかもしれない、と示唆している。なお、以下の項目のタイトルは BIOMASS の報告書のタイトルをそのまま引用している。
閉鎖後 100 年後まで : 処分施設閉鎖後の約 100 年間であれば、制度的管理が実効的に継続するものと期待される。また、表層環境の重大な変化は生じないものと考えられることから、今日の生物圏環境が継続する期間であると示唆される。
閉鎖後 100 年から 1 万年後まで : 記録の保存やサイト跡地の計画的な利用等による受動的な制度的管理がある程度継続すると期待されるものの、このような長期間においては、制度的管理は不確実と考えざるを得ない。表層環境に関してはおそらく、
34

生物圏の主要な特性は今日の環境と類似したものとして保たれるが、人間の振る舞
いの大きな変化や気候変動は考えざるを得ない。
閉鎖後 1 万年から 100 万年後まで : 約 1 万年から 10 万年後には、次期の氷期が予測される。大きな気候変動が生じ、処分システム、特に浅地中処分の環境に大きな影響を与える。生物圏や人間の振る舞いについては、変化が大きすぎるため信頼性の高い予測は不可能である。核種放出のピークまで影響評価を続けるとする規制もある
一方、1 万年後以降の放射線影響の詳細な評価を限定するような規制も存在する。
閉鎖後 100 万年後以降 : 100 万年後以降には、廃棄物の核種ソースターム以外に時間依存性について信頼性を持って示せる要素はほとんどない。
次に、廃棄物の地下埋設施設がおかれる環境の変化について、地形安定性の観点から考えてみる。地形規模とその形成に要する年数には、表 3.2 に示す関係があることが知られている。廃棄物の処分施設は通常 100～1000m のオーダーの敷地規模になると考えられ、表 3.2 の知見を考慮すると、施設後 1000 年～100 万年程度の期間での安定性を評価できるものと考えられる。
表 3.2
地形の規模

地形規模とその形成に要する年数の関係([4]に基づき作成)
最小地形の広地形の特徴をがり発現させる主地形型(例)

地形形成に要する年代[年]

要因(例)
巨大地形

100km

地殻の厚さ、

楯状地、中央プレート運動海嶺、深海平

107-108

原
大地形

10km

(大規模な )地 島弧、海溝

106-107

殻変動
中地形

小地形

1km

100m

地殻変動、地

山地、丘陵、台質構造、火山地、低地、成層活動

火山

気候(外作用)、 段丘、扇状地、 103-105
岩質、噴火

微地形

10m
1m

三角州

気候、岩質、土 河床、自然堤壌

微細地形

105-106

防小気候、土壌、 砂堆、構造土
生物

35

101-103< 101

(b)制度的管理と線量基準
IAEA は、放射性廃棄物処分に係る要件文書[5]において、制度的管理について言及している。処分施設の閉鎖後の長期安全性に関して、制度的管理を、それに専ら依存してはならないとしつつも、受動的な安全に係るセーフティケースの構成要素として位置づけている。制度的管理として、土地利用の管理・制限やモニタリング・サー
ベイランスなどを伴う能動的な制度的管理と、位置標識(マーカー)や記録による情報の保存のような受動的な制度的管理があるとしている。また、浅地中処分施設は一般に、制度的管理が一定の期間にわたって有効であり続けなければならないという仮定に基づいて設計されるとしている。さらに、処分施設の許認可の期間においては、操業者が制度的管理を実施しなければならず、許認可の終了に伴って、受動的管理に移行すると共に、責任を政府に移管しなければならないとの考え方も示されている。
制度的管理については、処分施設の操業段階から閉鎖後の期間にわたって、段階的にそのあり方が変化していくものと考えられている。ICRP は、「監視(oversight)」という表現を使って、次のように言及している[6]。施設の操業段階の能動的管理措置（例
えば、検査とモニタリング）を意味する「直接的監視」と、施設の存在に関する記録の保存や土地利用制限の確認などを意味する「間接的監視」の組合せが段階的に変化するとして、操業段階では前者の位置づけが大きく、時間が経過すればするほど後者に比重が移っていくこと、さらには、遠い将来には間接的監視も行われなくなることも仮定されるとしている。この時間枠の移行は突然に生じるものではなく、また、処分施設の一部が直接的監視下にある一方で、処分施設の別の部分は間接的監視下にある場合もありうると述べている。
放射線防護基準について、ICRP は、放射性核種の計画的な利用に伴い発生する放射性廃棄物の処分に関しては、単一の線源についての防護の最適化に用いられる拘束値の最大値は年当たり 1 mSv 以下とすべきであるとした上で、複数の線源による被ばくを見込んでおくとの考え方から、年間約 0.3 mSv を超えない公衆の構成員の線量拘束値が適切であると勧告している[7][8]。一方、「3.2 計画被ばく状況と現存被ばく状況の考え方」で述べたように、長期の将来において想定の困難な状況での被ば
くは、潜在被ばくとして扱うことが適切と考えられる。すなわち、放射性物質の事故的な拡散や人間侵入などの事象による被ばく線量が生じた場合においても、現存被ばく状況として対応が可能な範囲に影響が留められていることを確認しておくことが重要と考えられる。なおこの点については、IAEA も「受動的安全特質の違反でさえ、介入の基準を超えることがあってはならない。」「浅地中処分施設に対しては、サイトの管理（control over site）が失われていても、人間侵入のいかなる影響も指定された基準内になるように廃棄物受入れ基準を制限することになる。」と言及している[5]。
偶発的な人間侵入に関する防護基準としては、現存被ばく状況の参考レベル 1～
36

20mSv/年[7]や、介入は正当化できそうもない一般的な参考レベル 10mSv/年[8]などを参照すべきであろう。また、ラドンの参考レベル 10mSv/年についても、防護基準全体のバランスの観点で考慮しておくべきかもしれない。
(c) 長期評価期間にかかる防護方策に関する英米の事例
長期の時間スケールにおける不確実性に対処する防護方策として、海外の制度検討に参考になる事例がある。以下では、まず、米国と英国の考え方について概観する。
米国では、放射性廃棄物の地中処分に関する許可要件文書 連邦規則集第 10 部 61
項（10 CFR Part 61）の改訂作業が進められている。そのための評価ガイダンス文書の最終ドラフト[9]では、合理的に将来を予見して安全評価を実施する「コンプライア
ンス期間」と、それ以降の長期にわたって定性的な安全評価を実施する「パフォーマ
ンス期間」の 2 段階に時間枠を分割する考え方が示されている。
「コンプライアンス期間」は、性能目標が守られていることを定量的に評価しなければならない期間として定義されており、その具体的年数について、評価ガイダンス
文書の最終ドラフト[9]では、長寿命核種の量を制限された処分施設に関しては閉鎖後
1,000 年まで、上記を超える長寿命核種を含む処分施設に関しては閉鎖後 10,000 年までという数値を示している。長寿命核種を含む廃棄物について、例えば劣化ウランを含む場合は、子孫核種の生成蓄積によって 100 万年以上にわたって放射能が増大する可能性に言及が為されている。
「1,000 年」を設定することに関して、最近の低レベル放射性廃棄物処分施設であれば 1,000 年以上にわたる核種放出抑制性能を期待できるとの見解を示している(ただし、米国の例では乾燥したサイトが前提となっていることには注意が必要である)。
また、「10,000 年」の設定に関しては、直前の氷期が約 10,000 年前に終了したとの一般的知見を考慮に入れたようである。
線量基準についても、上記の 2 段階の時間枠に対応した設定の考え方を示している。まずコンプライアンス期間では、放射能放出からの一般公衆の防護に関しては、
定量的な性能評価を実施(ピーク線量を算出)した上で、0.25mSv/年を基準値とするとしている。この際、ALARA 概念の適用を併せて要求するとしている。偶発的な人間侵入からの個人の防護に関しては、侵入者に関する定量的な線量ピークを評価したうえで、5mSv/年を基準値とし、適切なバリアの設置を要求するとしている。一方、パフォーマンス期間では、放射能放出が一般公衆の防護のために合理的に達成可能な範囲で最小化されていることと、偶発的な侵入者に関する線量が合理的に達成可能な範囲で最小化されていることを解析で提示することが要求するに留められている。すなわち、パフォーマンス期間では施設設計の定性的な評価が要求されることになる。
以上の内容で提案されているガイダンスを表 3.3 にまとめて示す。なお、長寿命核37

種の制限量については、まず一般的数値としてα核種について 10nCi/g(370Bq/g)を参照し、サイトスペシフィックな条件も考慮した評価によって判断する考え方が示されている。
ここで、このガイダンスにおける「偶発的な侵入者」の定義は、閉鎖後に処分サイトを占有し、農業・居住や資源探索や開拓(井戸掘削)などの合理的に予見される活動
で廃棄物から気づかずに被ばくする人としている。10 CFR Part 61 では、低レベル
放射性廃棄物処分施設の閉鎖後 100 年間までは能動的な制度的管理が継続するとしており、サイトへのアクセス制限などの措置によって侵入者による擾乱から処分施設が防護されるとしている。コンプライアンス期間の人間侵入に関しては、偶発的な侵入者と廃棄物の接触を抑制するバリアを同定しなければならないとしており、すなわち、ある程度の性能を有するバリアの存在を前提とした指針となっていることに留意が必要である。
表 3.3 10 CFR Part 61 に係る評価ガイダンスの改定案([9]に基づき作成)
期間

放射能放出からの一般公

偶発的な人間侵入からの個

衆の防護

人の防護

・ 長寿命核種の量を・ 定量的な性能評価を・低レベル放射性廃棄物受制限された処分施実施(ピーク線量を算設: 閉鎖後 1,000

出)年まで
・ 上記を超える長寿命核種を含む処分

入れ基準の遵守・偶発的な人間侵入に対す・ 年線量の限度

る適切なバリアの設置

0.25mSv

・侵入者に関する定量的な・ ALARA 概念の適用

施設: 閉鎖後

線量ピークを評価
・年線量の限度 5mSv

10,000 年まで
上記以降

・ 放射能放出が一般公・偶発的な侵入者の防護の衆の防護のために合ために合理的に達成可能

理的に達成可能な範な範囲で最小化されてい囲で最小化されていることを解析で提示ることを解析で提示

・施設が長期にわたる偶発・ 施 設が 長期の 放射 能的な侵入者の被ばくを制放 出を 制限す るた め

限するために如何に設計に 如何 に設計 され てされているかを分析

いるかを分析

なお、「人間侵入(human intrusion)」という用語は、IAEA の SSG-23[10]において、
38

処分施設（すなわち、廃棄物、汚染されたニアフィールド、又は人工バリア）の直接的な擾乱に帰着する人の行為として定義されている。10 CFR Part 61 の「偶発的な侵入者」はこの定義に整合していると考えられ、また本専門研究会が議論の対象とす
る自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護においても、この定義を参照することが適切と考える。
英国では、健康保護庁(Health Protection Agency、HPA)*9が、処分施設閉鎖後の長期間にわたるリスク評価に関する見解として、時間の経過に伴い線量あるいはリス
ク評価に伴う不確実性は増大するので、将来期間を一連の異なった期間に分割し、より定量的な評価からより定性的な評価へとアプローチを変えていくことは有用であると言及している[11]。氷期サイクルを考慮して、英国の生物圏は、数千年間にわたって、局地的な変化(河川や湖の枯渇、沿岸浸食、気候変動に伴う環境影響など)がある
かもしれないものの、概して温和なまま、すなわち、今日の温和な状態と同等と予測されることから、重大な自然環境の変動にいたらない期間として、約 10,000 年後を一つの区切りとして示している。10,000 年以降は、生物圏を現実的にモデル化することは困難であり、1,000,000 年に近くなると、地圏をモデル化することも次第に困難となっていくことから、長期の時間枠では、定量的計算よりむしろ定性的な議論が益々重要となり、同様に、数値基準の重要性は低下すると考えられると述べている。
10,000 年以降の評価の考え方として、HPA は、今日許容される基準について将来世代を防護する原則において、”参照”想定(“reference” assumption)を使用して、可能性のある被ばく線量の範囲を示すために実施することを勧告している。
(d) 本専門研究会の提案に向けて前項までに見た既往の議論を踏まえて、本専門研究会は、自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護を考えるに当たって、長期の時間スケールと不確実性の扱いに関する要点を以下のように考える。
・自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護では、数 10 万年以上のオーダーにわたる影響評価を行うことになり、そこでは発生する線量を数値計算等のシミュレー
ションによって評価せざるを得ない。
・将来のシミュレーションの結果に含まれる不確実性は、評価期間が長くなるに従い、種類や大きさが増すものと考えざるを得ない。
・埋設処分後の線量評価で前提とされる環境条件は、自然現象と人間活動による表層環境の変化、工学的バリアシステムの劣化、地質学的環境の変化、制度的管理の様態など、将来の人間の振る舞いにかかる要因を考慮して設定され、その予測精度は、*9 現、英国公衆衛生庁「Public Health England (PHE)」

39

これら要因に関する科学的知見および社会学的知見に依存する。
・科学的知見および社会学的知見に関する将来予測の精度を考慮すれば、時間枠を例
えば二つに分割した評価が合理的であるかもしれない。
・制度的管理のあり方について、埋設処分後の初期には能動的な制度的管理が適用される管理期間があり、これが時間の経過と共に受動的な制度的管理に徐々に移行することを仮定すべきである。
・時間枠の年数については、埋設処分する廃棄物と処分場を設置する環境に応じて選択されるべきと考える。長寿命核種の量に応じて 1,000 年、10,000 年を適用する
米国の例や、氷期サイクルを考慮して 10,000 年という区切りを示した英国の例は参考になる。
・処分場閉鎖後の時間枠については、放射能放出からの一般公衆の防護に重点を置いた期間(前期)と、その後の長期にわたる期間に区分した考え方を提案できる。
・前期の基準値としては、線量拘束値を適用すべきである。線量拘束値は、最大値
1mSv/年以下の値を、ケースバイケースで選定すべきである。
・処分場閉鎖後の時間枠の前期区分以降については、予測の精度が低下すること、および受動的な制度的管理も徐々にその位置づけが小さくなっていくであろうことを考慮し、線量拘束値の遵守を精度よく要求するよりも、潜在被ばくを考慮してもなお介入を想定した参考レベルの範囲に影響がおさまることを示すことに重点を移すべきである。
・偶発的な人間侵入に関する防護基準としては、介入を想定した参考レベルの範囲に影響がおさまることを示すべきである。基準値としては、1～20mSv/年の範囲から選定することが考えられる。ただし、トレンチ(素掘り)処分等のように、能動的な管理の終了に偶発的な人間侵入を抑止する効果的な措置が期待されない場合には、線量拘束値の適用を考えるべきである。
以上の考察から、表 3.4 のような防護基準を提案に向けてのまとめとする。
表 3.4
期間
管理期間*1自然放射性核種を含む廃棄物の管理に関する放射線防護基準の提案
放射能放出からの一般公

偶発的な人間侵入 *6 から衆の防護の個人の防護

線量限度*3 の遵守

侵入を能動的な制度的管理で阻止する

前期*2
前期以降

線量拘束値*4 を適用した

参考レベル *5 以下に影響

最適化がおさまることを示す

線量拘束値*4 を目標値と参考レベル *5 以下に影響した最適化がおさまることを示す

40

*1

例えば現行の規則では、埋設する放射性廃棄物の受入れの開始の日から廃止措置の開始の日の前日までの期間の目安として、ピット処分では埋設の終了後
300～400 年以内、トレンチ処分では埋設の終了後 50 年程度と示されている[12]。

*2

埋設処分する廃棄物と処分場を設置する環境に応じて選択する。目安は、1,000
年～10,000 年のオーダーである。また、制度的管理のあり方も影響する。

*3

線量限度 1mSv/年[7]を適用する。

*4

将来に対する前向きの反復過程である最適化には線量拘束値を使用し、その値は 1mSv/年以下とする。NORM 廃棄物の線量基準 1mSv/年、廃棄物の埋設処分に関して勧告されている 0.3mSv/年などを考慮して選定することができる。

*5

ICRP の示している現存被ばく状況に適用する参考レベル 1～20mSv/年の範囲から選定する。

*6

偶発的な人間侵入を抑止する効果的な措置が期待されない場合には、1mSv/年
以下の線量拘束値を適用する。

参考文献
[1]

放射性廃棄物について:低レベル放射性廃棄物、
http://www.enecho.meti.go.jp/category/electricity_and_gas/nuclear/rw/gaiyo/
gaiyo01.html[2] 「低レベル放射性廃棄物処分におけるウランの扱いについて－浅地中トレンチ処
分に係る規制への提言－ 2014 年度報告書」の概要[3] International Atomic Energy Agency, "Reference Biospheres" for solid radioactive
waste disposal, Report of BIOMASS Theme 1 of the BIOsphere Modelling and
ASSessment (BIOMASS) Programme, July 2003.
[4] 貝塚爽平、発達史地形学、東京大学出版会、1998.
[5] International Atomic Energy Agency, Disposal of Radioactive Waste, Specific
Safety Requirements, SSR-5, 2011.
[6] International Commission on Radiological Protection, Radiological protection ingeological disposal of long-lived solid radioactive waste. ICRP Publication 122,Ann. ICRP 42(3), 2013.
[7]

International

Commission

onRadiologicalProtection;

The

2007

Recommendations of the International Commission on Radiological Protection.
ICRP Publication 103, Ann. ICRP 37(2/4), 2007.
[8] International Commission on Radiological Protection, Radiological Protection
Policy for the Disposal of Radioactive Waste. Ann. ICRP 27(S), 1997.
[9] D. Esh, C. Grossman, H. Arlt, C. Barr, P. Yadav, Guidance for Conducting
Technical Analyses for 10 CFR Part 61, Draft Final Report, October 2016.
41

[10] International Atomic Energy Agency, The Safety Case and Safety Assessment for
the Disposal of Radioactive Waste, Specific Safety Guide, SSG-23, 2012.
[11] Health Protection Agency, Radiological Protection Objectives for the Land-based
Disposal of Solid Radioactive Wastes Advice from the Health Protection Agency,
February 2009.
[12] 原子力規制委員会、第二種廃棄物埋設施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈、2013 年 11 月 27 日.

42

3.5

安全評価におけるリスク論的考え方
廃棄物処分に関連した長期にわたる潜在的な被ばくによるリスクの問題を考えるに当たって、リスク論的な考え方を参考にして不確実性や恣意性などの観点からその問題を整理することは有用である。
まず、リスクの一般的な定義を踏まえて上記の問題の整理を試みる。リスクは望ましくない事象の生起確率とその損害(一般的な意味での被害や不利益)の大きさの積として定義されている。放射性廃棄物処分の場合、望ましくない事象は廃棄物処分に関連した被ばくと考えることができ、その損害(被害)は被ばくによる確率的影響、すなわちがんと遺伝性影響と考えることができるだろう。被ばくという事象の生起確率、および被ばくに伴う確率的影響という損害の大きさは、ともに様々な仮定やモデルに基づいて算出されるものであるため、大きな不確実性を伴うのは言うまでもない。さらに両者の積であるリスクは、その不確かさが一層大きくなる。
数千年から 1 万年を超える期間のように、潜在的な被ばくの評価が不可欠ではあるが、線量評価に必要な事象の発生確率を提示することができない場合には、事象の生起確率と、被ばくにともなう確率的影響の積を求めることが困難となる。このような場合には、事象を現在の事象を参考に様式化した上で、被ばく線量と、それに伴う確率的影響を求めることになる。この場合、事象の確率は考慮していないことから、評価結果として得られる線量は遠い将来の世代が実際に受ける被ばく量を示しているものではない事に注意する必要がある。
廃棄物処分に関連した潜在被ばくとそのリスクを評価する上で、リスク論の立場
からは、リスクトレードオフの観点から検討することも重要である。例えば、以前、
中国製のおもちゃに使用されていた塗料に鉛成分が含まれていることが問題となったため塗料が変更されたが、代替として使用された塗料に含まれていた有害物質のカドミウムによる健康影響が別の問題として浮かび上がったという事例がある。廃棄物処分においても、潜在的な被ばくの可能性や大きさを低減させるためにある防護対策を行う場合、発生する別の新たなリスクやコストを考慮する必要が出てくる。
以上の視点から、廃棄物処分にかかわる長期の放射線防護の問題については、潜在的な被ばくとそのリスクという負の側面だけを捉えるのではなく、リスク低減とコスト増大とのバランス、リスクトレードオフの観点等から、幅広く考えていかねばならないと言えよう。また、前記したように、事象の生起確率と被ばくにともなう確率的影響の積を求めることが困難となる場合には、事象を様式化した上で、被ばく線量と、それに伴う確率的影響を求める放射線防護の方がより適切で、該当する線量に応じたリスクは補助的情報として使用することが適切と考える。

43

3.6

ラドンの扱い（a）NORM 及び NORM 廃棄物から出るラドンの対応
IAEA では、ラドン被ばくの計画被ばく状況の要件として、次のように示されている。3.4 (c) Exposure due to 222Rn and to 222Rn progeny and due to 220Rn and to 220Rn
progeny in workplaces in which occupational exposure due to other radionuclides in
the uranium decay chain or the thorium decay chain is controlled as a planned exposure
situation［1］. つまり、ウラン系列とトリウム系列の被ばくが計画被ばくとして管理された NORM である場合、その NORM から散逸するラドンによる職業被ばくも計画被ばくとして管理する必要があることになる。
一方、我が国では、文部科学省より「ウラン又はトリウムを含む原材料、製品等の［2］安全確保に関するガイドライン」（NORM ガイドライン）が定められ、NORM に関連する内部被ばくについては、十分な換気とマスク着用等の対策が講じられていればα線やβ線の被ばく評価は必要ないことが述べられている。ラドンによる主な
被ばくは壊変生成物の吸入によって生じるため、NORM ガイドラインに従ってマスクを装着することで NORM からのラドンによる内部被ばくから防護することが可能である。
NORM 廃棄物については、NORM ガイドラインにおいて、産業廃棄物として埋め立て処分（中間処理を経由する場合を含む）することを意図として第三者に引き渡す
ときは、引き渡し先における被ばく線量が、概ね 1mSv/年を超えないことを確認す
ることになっている。現行のガイドラインは、暫定的なものであると考えられるが、NORM ガイドラインの対象の被ばくは、当時の「行為」の対象としていないため、引き渡し後の NORM 利用や廃棄物は、2007 年勧告の枠組みでの扱いは、現存被ばく状況という整理になるであろう。産業廃棄物として処分できない場合については明示されていないが、他の放射性廃棄物と同様の扱いにならざるを得ないのではないかと思われる。
(b) 規制下のウラン廃棄物から出るラドンの対応
ウラン廃棄物からのラドンについては、2010 年 8 月 9 日公開の原子力安全委員会
指針［3］において、「ラドンの影響については、自然起源の放射性物質の規制の考え方
を部分的に適用し、自然放射性物質のクリアランスのための国際基準濃度よりも低くなる場合は、散逸するラドンによる被ばくを考慮する必要はない。」という考えが示されている。自然起源の放射性核種に関するクリアランスの国際基準は、1Bq/g［1］であり、NORM ガイドラインに示されている濃度と同一である。この値よりも低い濃度を有する物質から散逸するラドンについては、その被ばくを考慮する必要はな
いと考えられるが、その一方でこの値を超えた場合は処分時のラドンの被ばくを考44慮する必要がでてくる。
(c) 放射線防護上の扱い方
NORM に関しては現時点でラドンの影響が顕在化しており、一般住居を対象に現存被ばく状況として参考レベルが設定されている。ウラン廃棄物は計画被ばく状況の防護基準で設計した施設で埋設することになるが、ラドンが有意な被ばく影響を与えるレベルに生成されるまでには数万年の時間を有すことになる。このラドンに関する放射線防護の考え方としては、以下の３通りが考えられる。
① 潜在被ばくとしてラドンの影響を含めて線量/確率分解アプローチ10 ないしは統合アプローチ11で対応する考え方である。不確実性によりラドン発生の正確な評価が困難であるが、潜在被ばくを考慮した屋内ラドン被ばくシナリオで、特定の基準を超えることの無いように想定が行われるべきである。なお、潜在被ばく評
価では、2003 年 10 月の放射線審議会報告書「自然放射性物質の規制免除について」［4］の「ラドンについては、一般住居及び職場に関する調査の展開を待って、対策レベルを検討することが適切である。」との記載を踏まえ、国内外のラドン
指針・規制に準じ、屋内ラドン被ばくの合理的な低減について評価することが妥当と考えられる。
② 数万年にわたるラドン防護性能維持が正当化できないほど低い濃度のウラン廃棄物による数万年後の公衆に対するラドン被ばく評価に対して、放射線防護性能を要しない処分を前提とした部分的な条件付きクリアランスレベルを導入した考え方である。将来における平均濃度が 1Bq/g 以下となることが目安となるだろう。ラドン発生までの数万年の間に処分場区画における平均ウラン濃度が天然賦存性の変動範囲である 1Bq/g 以下となると合理的に評価される場合、ラドン影
響が有意に発生する前に、様式化された潜在被ばくが高々周辺に自然に存在しうるウラン系列核種からの現存被ばく程度と評価されるのであれば、ラドン防護措置は正当化されないだろう。
③ 三つは、廃棄物から発生するラドンは、周辺に自然に存在する Ra-226 から散逸するラドンと識別できないので、常に全ラドン濃度で、現存被ばく状況として扱うことも考えられる。これは NORM を対象とした現存被ばく状況として参考レベルを設定する考え方と基本的には同じである。
(d) 線量基準か他の基準か

10

代表的な放出シナリオによる被ばく線量と線量拘束値を比較するとともに、その他のあまり起こりそうにないシナリオについては、被ばく線量とそれらの発生確率を別々に評価する方法(ICRP Publ.81）。
11

当該廃棄物処理システムに係る全てのもっともらしい将来公衆への被ばくプロセスによるリスクの総和をリスク拘束値と比較する方法。検討中の期間内のすべての関連する被ばく状況とそれらに関連する確率の包括的な評価を必要とする（ICRP Publ.81）。

45

ラドンの影響を管理する場合、線量基準とそれ以外の基準のどちらを規制値とするのかといった問題は、基準値の対象、すなわちラドン影響を低減するための工学的防護措置による ALARA を評価するのか、それとも公衆防護を評価するのかに依存するだろう。
濃度基準は、濃度測定装置の指示値と比較するだけになるので事業者の自主管理が容易であることから、過去のクリアランス等の規制値も濃度基準であるが、基準の考え方としてはこれまでも線量で定められていた。科学的知見に変更があるたびに濃度基準を設定し直す必要があるため、規制の根拠の考え方は線量基準が原則である。
他方、廃棄物自体を対象とした線量基準や濃度基準に対して、ラドンバリアや覆土の基準厚さ等の防護措置設定においては、計測が容易であり、経路やシナリオになるべく左右されずにラドン影響を把握できる物理量が適切である。具体的には、米国が基準値に採用しているフラックス(Bq/m2/sec)やラジウム濃度等である。
規制を考えるうえで線量の概念が根底にあるものの、どの基準によるべきかについて本節では言及しない。ただし、線量基準あるいはその他の基準を策定する際は、以下の 3 点に留意すべきである。
① 最新の知見〖ICRP、IAEA 等の保健物理の見解に則して〗② 国内規制〖核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則〗との整合性を考慮することに加えて、③ 線量-線量率換算係数に関連する最新の科学的知見の更新に配慮して、参考レベルの推奨を行う際には、被ばく防護上、支障の無い範囲での幅を持たせた
目安を例示すること。
参考文献［1］”Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety
Standards General Safety Requirements Part 3”, IAEA(2014).
［2］「ウラン又はトリウムを含む原材料、製品等の安全確保に関するガイドライン」
文部科学省（2009 年６月）
［3］
「第二種廃棄物埋設の事業に関する安全審査の基本的考え方」原子力安全委員会（2010 年 8 月 9 日）
［4］「自然放射性物質の規制免除について」放射線審議会基本部会（2005 年 10 月）［5］”Radiological Protection against Radon Exposure”. ICRP Publication 126. Ann.
ICRP 43(3). ICRP(2014).
［6］”Dose coefficients for nonhuman biota environmentally exposed to radiation”.
ICRP Publication 136. Ann. ICRP 46(2). ICRP(2017).
46

3.7

化学毒性等の放射性毒性以外の扱い(a) ウランの放射性毒性と化学毒性
ウランのヒトについての最大許容量に関しては ICRP での検討結果がある。ICRP
Publ. 78 では動物実験等のデータを用いて評価しており、腎臓でのウランの許容濃度 3μg／g、可溶性ウラン化合物の１日当たりの摂取制限 2mg（=0.0285mg/kgbody/day）を、それぞれ安全側の値として勧告している*12。
ウランの化学毒性と放射性毒性を比較するためには同じ条件での比較が必要になる。ウランは腎臓に対して生物学的な影響を及ぼすため、比較対象として体内で腎臓に分布するウランに対して放射性毒性を評価する。化学毒性と直接比較するために腎臓への影響を考え消化管から吸収可能な水溶性 U-238 の線量換算係数（4.5×10-8Sv/Bq[2]）とし、摂取したウランは全て同日に排出されるとすると 1 年間でおよそ 0.85mSv に対応する。一方、化学毒性の摂取制限が、腎臓に関連する数値に異常が認められない最大値を示していることと、0.85mSv での人体への影響の比較となるが、水溶性化合物の経口摂取に対しては、放射線による影響が例えば 100mSv の被ばくから生じると考えると、化学毒性による影響が放射線による影響に比べ、かなり大きいことが解る。
なお、外部被ばくの概念は化学毒性にはなく、また経口摂取しても消化器を通りそのまま排出されるような場合には放射線の影響のみがあると考えられ、放射線の影響のほうが大きくなる。
(b) 化学物質としてのウランの管理
現在ウランの化学毒性は、日本では、水道水質基準の下位基準である水質管理目標
設置項目（水質管理上留意すべき項目）として、目標値 0.002mg/ℓ(0.046Bq/ℓ：天然ウランとして換算した。26,000Bq/g 以下同じ)に定められている[3]。これは WHO
第 2 版[4]を参照としている。水道水質基準では、基準を超える値が確認された場合、
直ちに、改善することが法律上義務づけられている。しかしウランの場合は目標値のために改善が行われず、井水において、自然のウラン濃度が比較的高い地域で目標値を超えた例が時折確認されている。WHO 第 2 版、第 3 版[5]の基準策定には動物実験の結果が用いられていたが、第 4 版[6]では疫学的データの蓄積により、より確からしい結果が集まったとして、制限値の決定に用いられる不確実性（動物実験と実際の人
間 に 対す る 影響 の差 ）を そ れま で の 1/10 となる こ と 等 に より 緩和 され て 、
0.03mg/ℓ(0.76Bq/ℓ)となっている。
一般に WHO の基準が変更された場合には、その科学的根拠の確からしさから、*12 WHO（0.005 mg/kg-body/day）、米国 NRC（0.579 mg/kg-body/day）等様々な値が示されている。
動物実験の結果評価が主流であるため、かなりバラツキは大きい。

47

連動して日本の基準も変更することが望ましいと考えられる。しかしながら、科学的見地からは正しい考え方ではあっても、社会学的見地から規制値の緩和はなかなか認められないのが現状である。過去に於いても、水道水の関連では鉛の一例があるのみであり、それ以外の物質では、過去に遡った基準のままで変更はされていない。ただし、安全なレベルで全国的に測定値が推移しており、あらたに規制すべき物質が確認された場合には、規制対象から外れることがあるとのことである。
一方、化学毒性と別に原子炉等規制法による数量告示によれば、ウランは加工施設
等では 20Bq/ℓ（全ウラン同位体の合計）の排水基準が定められている。こちらは排水基準となるため、遵守義務があるが、原子炉等規制法による設定なのでサイト開放
後の遵守義務はない。またこれは排水基準であるため、WHO 等が定める飲料水の基
準等とは比較できない。一般に廃鉱山や廃工場近傍での水質は、廃止時点での確認が終了すれば、測定の義務はない。ただ、経済産業省が、地元近傍の水質を測定し、行政指導により、廃止後の持ち主と地方自治体との間で協定を締結させ、その協定に基づいて、廃止後の持ち主に水質の測定をさせ、結果を地方自治体に報告しているようである。処分場の場合も同様の行政指導、規制下における地元協定の延長、測定の法制化等の処置が執られる可能性は高いと考える。
(c) 化学物質と放射性物質の管理の違い
化学物質の管理においては、その影響発現におけるしきい値を有する物質と有しない物質について摂取許容値や基準値などの設定方法が異なっている。しきい値を有する物質に対しては、細胞や動物を用いた毒性試験により求めた無毒性量に対して安全係数を乗じることなどにより、摂取許容量や基準値が決定される。一方、しきい値を有しない物質に対しては、用量反応関係の直線を用いて評価した生涯過剰発
がんリスクが 10-5 以下に抑えられるような数値に基づき、許容量や基準値が決定されるが、放射線防護の分野で提唱された ALARA[1]が基本的考え方として参照されている。制限値を守るに必要なコスト、国民的な食習慣、バックグラウンドを考慮して決められている。このため、規制を行う国によって、その値は異なる場合がある。例
えばコメ中のヒ素はコメが日本人の食生活に欠かせないものであり、また河川中のヒ素の含有率は比較的高い。また水田中の水の量を変化させることによりヒ素含有率を下げることができるが、その方法によると逆にカドミウムの含有量が増えるといった結果もあり、現状コメ中のヒ素の制限値がない状況にある。この様に生活の実態に合わせて、基準を決めているのが化学物質の現状である。ただし、この様な決定方法は、輸出などを考えると、将来的に問題の生じる恐れはある。
また基準値を決定する基本としてリスクの考え方がある。化学物質でも様々な意
見があるようであるが、発がんリスクについては基本として 10-5 以下に抑えるようにとなっている。これは、IAEA 等が定める放射線の基準に対する基本的な考え方と48

共通する考え方であるが、化学物質は、様々な物質の個々の制限値に対して 10-5 でリスクを評価しているのに対し、放射線では、線源の総和としてリスクを考えている。
ここで、有害物質の一つとして放射線を考えれば、放射線による影響は有害物質と同等に取り扱うことも出来る。
この様に化学物質の規制は様々な状況を勘案して、個々の化学物質毎に ALARA を
基本的な考え方として定められているのに対し、放射線の規制値は、包括的に、また絶対的な規制値として、決められている。これは放射線が、線種（α、β、γ等）の違いによる効果を Sv と言う単位で統合し、総和として評価していること、一方、化学物質ではその種類が数千、数万種類と多く、また化学物質が特定の臓器に影響を及ぼすことが多く、積算での評価が容易でないことによる。
最後に、処分場としての化学物質と放射性物質の違いを確認する。放射性物質の場
合、例えば現在実施されているピット処分では、予定量の廃棄物を埋設した後の管理期間では処分場への立ち入りを制限し、周辺住民の線量評価結果が線量限度を超えない事、また解放後の処分場に対しても線量評価結果が線量限度を下回ることと定めている。他方、化学物質等の処分場では、「閉鎖」と「廃止」という概念がある（解放という概念はない）。
「閉鎖」は処分場への受け入れが終了し、今後の搬入がない状態である。これは、放射性物質の処分では管理期間と同等であり、監視を継続し、立ち入り制限もかかった状態である。ただし化学物質では、柵等により立ち入り制限があれば良い。また化学物質の処分場における「廃止」では一定の基準を満たせば、自由に土地の形状等の形状変更が可能になる。しかし形状の変更により廃棄物の発酵や分解が進行し、生活環境に支障を与えるおそれがあるので、土地の形質変更時には、
都道府県知事への届出が義務付けられている。この様に、化学物質に対する処分場では解放という概念がない代わりに都道府県による、管理が実施されている。
参考文献［1］”Age-dependent Doses to the Members of the Public from Intake of Radionuclides- Part 5 Compilation of Ingestion and Inhalation Coefficients”. ICRP
Publication 72. Ann. ICRP 26 (1). ICRP, 1995.
［2］水質基準に関する省令の一部改正等について（施行通知）（2011 年 1 月 28 日、
健発 0128 第 2 号、厚生労働省健康局長）［3］“Guidance for Drinking-water Quality Second Edition”,WHO (1993)［4］“Guidance for Drinking-water Quality

Third Edition ”,WHO (2008)［5］”Guidance for Drinking-water Quality Fourth Edition”, WHO (2011)

49

3.8

社会学的側面（世代間倫理、環境保護の側面、およびリスク認知）(a)

世代間倫理について

自然放射性物質を含む廃棄物の処分問題を検討するに当たって、社会学的視点からの議論を避けるわけにはいかないことが、この章のはじめに述べられている。社会学的視点としての環境倫理は、公害や環境汚染に対して健康を守ることから端を発しているが、現在では、環境倫理学として学問分野が確立している。環境倫理には３つの大きな考え方があり「自然の生存権」の問題、「世代間倫理」の問題（未来世代の生存可能性）、「地球有限主義」である[1] が、ここでは、これらのうち廃棄物問題に密接に関係する世代間倫理の視点に絞って検討を進める。
「世代間倫理」とは、年齢の異なる世代や生存していない過去・未来の世代の間で、義務や権利、倫理を主張する考え方で、「現在を生きている世代は、未来を生きる世代の生存可能性に対して責任がある」という考え方とされている。
はじめに、この問題の取掛かりとして、世代間倫理の事例を見ることにする。世代間倫理の事例として「環境を破壊し資源を使い尽くすという行為が、現代人を加害者にし、未来の世代を被害者にすることが世代間倫理に反する」と、よく話題にされる。
人間は、産業革命以後、石炭や石油のような化石燃料を使用し続けてきたが、その量は有限であり、いずれ使い尽くされるということは広く知られた事実となっている。
これらを地球有限主義と見なすこともできるが、ここでは、世代間倫理として取り扱う。シェールガス等の新たな石油資源の開発によりその埋蔵量は変化し、さらにオペック等の生産国と消費国との経済的な駆け引きによって価格の変動など複雑さを増しているが、いずれにせよ、新たな大規模埋蔵の発見がない限り、現行の主要エネル
ギー源となっている化石燃料は底をついてしまうことは動かし難い事実である。しかも化石燃料の大量消費により地球温暖化が進んでおり、気象変動による災害が増えているとも言われている
次のような事例もある。我々が日常生活で使用している物質には、様々な毒物が存在している。その多くは回収され再利用されているが、一部は廃棄物として管理型の廃棄物処分場に処分されている。時間とともに分解され無害化となるような、化学的に不安定な毒物であれば大きな問題は生じないが、分解されない安定な毒物は、長期的にはやがて環境中にそのまま放出され土壌汚染を引き起こすことになる。なお付言すれば、一般的に、土壌からの毒物の溶出基準の考え方は、シナリオに基づいて生涯摂取した場合のリスク増加分が 10-5 とされている[1]。
原子力発電についてみた時、高レベル廃棄物の発生に関しては、放射能の強度が大きいことによる危険性と処分後の放射能の減衰が非常に長期間であることから、生活圏への影響のリスクを将来何世代にもわたって負うことになる。これは発電によ50

る電気の利用は現世代が享受し、ウランから人工的に新たに放射能を増大させた廃棄物については、将来の世代が負うことになるため、原子力発電そのものが世代間倫理に反しはしないかという考えが生じるかもしれない。
しかしながら、先に示した化石燃料の利用でも分かるように、人間活動の結果、環境に何らの影響も与えずに我々は日常生活を続けることはない。環境倫理から考えても、環境を全く変えずに、生活することが求められているものではない。化石
燃料の利用で二酸化炭素を排出して、地球温暖化につながることと、放射性物質を生成する原子力発電の利用との比較となる。人類は原子力発電の利用により発生する
放射性物質を管理することができないとして、原子力発電からの撤退を容認する考えもみられるが、人間活動で発生する負の環境影響は多様であり、様々な観点から相互に比較・検討して、総合的に判断すべきと考える。
以上の例からわかるように、過去世代（または現世代）が環境に対して何らかの負担をかけてきたことは事実として、その責任を、現世代（または未来世代）が負うということは、世代間倫理に反することになると考えられるであろうか。人類は産業革命以来、化石燃料を主体として再生できない有限な資源を利用しながら発展してきて生活も豊かになり、医療も発達して寿命も延びて、多くの恩恵を受けている。得られた多くの利益は、次の世代へ引き継がれることでもあり、物事を一面的に捉えて、一方的に世代間倫理に反していると決めつけることには問題があろう。そうではあるが、現世代は未来世代へ出来る限り、誠意と努力をもって負担を減らしていくということが、世代間倫理に沿った考え方であると言える。
(b)

ウラン廃棄物の世代間倫理および環境保護の面からの考察

前項の背景を踏まえ、ウラン廃棄物の処分に関して世代間倫理という観点ならびに環境保護をも踏まえ、どのように考え、またどの程度の影響が考えられるのか、その考察から導かれるはどのようなものかについて議論を進める。
ウラン廃棄物に関してはウラン自体がもともと地球上に存在しており、人類が新たに作り出した毒物ではないこと、ウランの内部被ばくによる毒性に関しては化学的な毒性の方が大きく、その毒性は重金属程度であると言われていることから、ウラン単独としては基本的には他の重金属と同じように、処理処分が最適と考えられる。
ウラン単独であればその放射能は低く、存在する核種はウラン同位体として U-238、U-234、U-235 であり、同時に存在すると考えられる半減期の短い子孫核種として
Pa-234m、Th-231、Th-234 が追加されるが、Pa-234m から β 線が放出されるものの外部被ばくの影響としては小さいことが知られている。一般に、有害物質を含む廃棄物は現状ではコンクリートやキレート剤で固化（飛散を防ぎ、有害物質を閉じ込めるため）し、管理型最終処分場に埋め立てられている。このような処分方法は重金属
51など一旦鉱山から産出され人間が利用したものを社会からの隔離することにより人体への影響を避けることができ、閉じ込め機能が喪失した場合には、環境基準に照らして原因究明、対策が採られることとなる。
しかしながら、本章の 3.4 および 3.6 の中でも議論されていることであるが、ウラン(U-238)特有の問題として、長期間（10 万年以降）経過すると、Ra-226 が親核種と同じ放射能濃度まで生成され、希ガスである Rn-222 が大気中へ散逸しそれ故にPb-214 や Bi-214 から γ 線も放出するため外部被ばくの原因となり、子孫核種の生成により毒性が強くなるという特徴を持つ。そのため、ウラン廃棄物の処分に当たっては、将来生成が見込まれる子孫核種の影響をどのように見積もるべきか、ということが問題となっている。これは、将来における毒性の上昇という観点から、社会学的には世代間倫理の問題としてとらえることができる。
ここまでは、親核種であるウラン（製品）を中心に論じてきたが、鉱山から採掘されたウランは、粗製錬によりウラン含有率を高めたイエローケーキという中間製品となり、鉱石中にほぼ平衡状態で一緒に存在していた子孫核種は除かれることになる。具体的には、ウラン系列では Th-230 以下の核種が、粗製錬で生ずる廃棄物として鉱滓に移行する。そのため、鉱滓中には Th-230 以降の核種が、Th-230 を親核種として、その半減期 75,400 年で減衰する系列が存在することになる。
図 3.3 には、ウラン系列核種とアクチニウム系列核種のうち、ウラン鉱物から精製される過程で注目されるウランおよび子孫核種を参考として示した。

U
Pa
Th

図 3.3

ウランと着目すべき核種

52実際に、世界の粗製錬工場のほとんどは鉱山に併設されているため、ウラン鉱山周辺にはこのような鉱滓堆積場が存在している。このような鉱滓堆積場は鉱山施設として法令の適用を受け、周辺の水質等の管理がされ、閉山の際には環境修復を目的とした安定化措置が行われている。この粗製錬により生じた子孫核種の減衰をその由来から考察すれば、廃棄物の発生する場所は異なるものの、前述のウラン系廃棄物の子孫核種の生成と合わせて考えると考えた場合、平衡状態にあるウラン系列の放射能の総量になり増減は無いことになる。
一方で、天然ウランは、地球の歴史上、物理的に既に放射平衡に達している。その平衡状態は、系列核種の一部が地下水への流出や大気中への拡散等により場所によっては多少差異があると考えられるが、IAEA の BSS 等では一般的に平衡状態であるとしている。また、地球上のウランは普遍的に存在し、濃集されたものがウラン鉱床として安定した地層に保持されており、U3O8 としてパーセントオーダー（U3O8
１％品位で U-238：105Bq/g、全ウラン：215Bq/g）の品位の鉱床も発見されている。
このような事実に基づけば、我々は既にウランと共存していることは間違いないことである。従って、ウランの存在自体を否定することではなく、その利用に伴い、より人間社会に近い場所へ多くの量を移動してきたことについて、現代人は責任を負うことになる。
以上の事実のほかにも参考となる事例がある。オクロ現象として知られる天然原子炉の存在である。この天然原子炉は、恐らく大きく環境を損なうことなく存在したと思われるのであるが、ウラン廃棄物の処分においても、ウラン鉱床と同じように安定した形状にして埋設処分することを、長期安定型処分法の一つとして考えてもよいかもしれない。その場合、埋設標識を設置して、それ以降は自然に生成したウラン鉱
床と同じように位置づける。これは、採掘して利用したウランを元のウラン鉱床に似た状態にして自然に返すという考えであり、環境保護において倫理的に矛盾することはないと考えられる。
将来、未来世代がそれを利用もしくは意図しない開発等により、被ばくの増加などの危険性がある場合には、自然起源の被ばくとして、その時点の法令やルールに従って対応することになる。
現時点でも NORM の利用に関するガイドラインが設定されていることや、ICRPや IAEA の BSS において住居ラドンについての基準を定めていることを考えると、将来はさらにこれらの基準が整備されていると予想できる。放射線の基準やルール
は新たな知見を基にして時代とともに変化してきた経緯があることや、未来世代では当然放射線の影響に関する知識も進んでおり、居住環境の自然放射線をどの程度まで容認するかといった基準も整備され制定されていると考えられる。
以上に述べてきた事実や想定を真摯に認めるならば、ウラン廃棄物や NORM 廃棄物を数百年ほどの期間を制度管理した後、その後の意図しない開発や侵入などによ53

り潜在被ばくが増加するかもしれない対応を未来世代に託すことは、世代間倫理に大きくは反しないと考えられ、現時点で 10 万年も先の線量対策を考慮することの重要性はそれほど大きくはないと考えてよいのではないだろうか。
(c) リスク認知
廃棄物処分に関連する潜在被ばくのような低線量放射線被ばくによる健康影響については、リスクの認知構造についても理解しておくことが大切となる。
低線量被ばくで今後の研究の進展が期待されるが、より正確に評価できるようになったとしても、それを放射線防護に反映する課程においては一定の恣意的な判断をせざるを得ない。この恣意的判断には、リスク認知の問題を避けて通ることができない。リスク認知に影響を与える因子としては、下記の項目が広く知られている[3]。
① 怖いと思うかどうか：
怖いものはリスクを強く感じる② 制御できるかどうか：制御できないものはリスクを強く感じる③ 自然由来のものか人工的なものか：
人工的なものはリスクを強く感じる④ 自身が選択できるかどうか：
自分で選択できないものはリスクを強く感じる⑤ 子供が関わるかどうか：
子供に関するものはリスクを強く感じる⑥ 新しいリスクかどうか：
新しくて未知なものはリスクを強く感じる⑦ 意識や関心が高いかどうか：
人々の意識や関心が高いものはリスクを強く感じる⑧ 自分に起こり得るかどうか：
自分に関わるものはリスクを強く感じる⑨ リスクと便益のバランス：
便益のないものはリスクを強く感じる⑩ 信頼できるかどうか：
リスクの伝え手に信頼がないとリスクを強く感じる
廃棄物処分に関連した潜在被ばくのリスク認知について、上記項目のうち①、⑦、⑩は主観的な判断項目であり、個人や社会によって様々に変わりうるため、どのような影響を及ぼすかを評価することは難しい。それら以外の項目では、②、④、⑥の点
からはリスクの強い認知につながると考えられる。また、⑧と⑨の点からは、弱いリ
54

スク認知につながると考えられるが、便益を享受するのが自分たちで、リスクを負うのが将来世代になるため、世代間の不公平感という別の問題が生じうる。
ICRP［4］では、計画被ばく状況における公衆に対する線量限度として年間 1mSv という数値を定めている。この数値が作業者に対する線量限度と比べて大幅に低い主な理由としては、公衆には子供など感受性が高いグループが含まれること、公衆は被ばくするかどうかの選択の自由がないこと、公衆は被ばくによる直接的な利益がないことなどが挙げられる。これらは上述した通り、リスク認知に影響を与える項目でもある。
以下では、わが国でのリスクの捉え方について、若干述べる。そもそもリスクとは、
15～17 世紀にかけての大航海時代に冒険家が成功を求めて未知の大海に乗り出した行動が語源で、そこには冒険とか危険を冒してチャレンジするなどの能動的で積極的な意味があったようである［1］。一方、文化的・歴史的な背景が西欧とは大きく異なる日本においては、リスクは危険といったイメージで受動的かつ消極的な意味合いが強い。
このような視点から再度、長期期間経過後の被ばく線量評価について、考察してみたい。数百年の期間であれば、被ばく線量評価結果も信頼できようが、数千年を超える期間について、被ばく線量を評価するにも、数千年を超える期間が経過した後に処分場がどのようになっているのか、その数千年の間に生起する事象を正確に記述することは誰にもできない。不確実な事象が発生する場合には、その事象の発生確率と、その結果として発生する被ばくに伴う確率的影響を積としてリスクの形で表記するのが一般であるが、事象の発生確率を求めることはできない。このような場合には、発生確率を求めることをせず、この数千年あるいはそれ以降に生起する事象を、現時点で検討して様式化したシナリオとして設定し、そのシナリオに従って、被ばく線量を評価するのが一般である。
このようにして評価した被ばく線量を線量限度と比べることはできない。線量限度は確実に生起するシナリオに対して適用されるものである。通常こうして様式化したシナリオに基づく被ばく線量は線量拘束値あるいは参考レベルと比較される。
その線量の幅は、対策レベル、あるいは、潜在被ばくとも呼ばれる幅と同様である。
その意味するところは、一つの判断材料であるが、数千年以上経過した将来世代が、様式化したシナリオに従って、評価された線量を実際に被ばくするということを意
味しないことを改めて確認する。
最後に、低線量の潜在被ばくの公衆によるリスクの認知について考察する。低線量の潜在被ばくの影響とは、多くの事例を集めて、統計的に処理した結果として公衆は受け取る。明示的に言えば、放射線を少し多く受けたグルーブでがんの発症例、ある55

いは何らかの不利益が増加しているという議論である。
注意すべきは、リスクをどのように認知するかである。LNT モデルに立脚することで、低線量の放射線を受けても発がんの確率が上がると理解することになる。これは、わずかな線量を受けた場合に、個人個人のリスクがわずかに増加すると考えるかもしれないが、そうではなく、集団としてのリスクがわずかに増えることによって集団の中で発がん者が若干増えると理解すべきである。つまり、発がんしなかった個人の発がん確率が増えたと考えることではないということに留意すべきである。社会的に線量を少し多く受けるような場合に備えて、低線量を受けた個人・集団はリスク認知に関するこのような考え方を共有していく必要がある。
リスクを語る場合、あるいはリスク論で物事を判断しようとする場合に、ここで述べたわが国のリスクに対する考え方、リスクの認識についても配慮すべきであることを知っておかなければならない。
(d)

社会学的側面のより熟達した議論の展開に向けて(a)項および(b)項にみるように、世代間倫理に関する議論の中では、環境や社会情勢が大きく変化していく中で、その時間の長さや規模の大きさに関して比較し、検討することが重要と考える。その際には、(c)項のリスク認知でも論じられていることを参照にして、不確実な予測に基づく議論が展開されることや個人的な価値観に大きく左右されることは避けるべきで、事実に基づいて議論が展開されることが大切である。このような認識は持ってはいたものの、世代間倫理・公平性に関する議論
は本研究会では不十分であったことを率直に認めつつ、今後は、社会学、倫理学、さらには心理学などの分野を交えて、特に、ウラン廃棄物についてより深化した議論が展開されることを強く望みたい。
参考文献［1］木下冨雄(2016). 特集確率論とリスク論の悩ましき関係、リスク学と確率論の狭間で、行動計量学 43(1), 5-12.
［2］繁桝算男(2016). 特集確率論とリスク論の悩ましき関係、コメント、行動計量学 43(1), 45-51［3］菅原努(2005). 「安全」のためのリスク学入門、昭和堂，2005［4］ICRP Publication 81, Ann. ICRP, 28(4), 1998

56

第４章

4.1

検討内容の総括と提言

総括
本専門研究会では、自然放射性核種を含む廃棄物として、NORM 廃棄物と核原料・
核燃料物質で汚染された廃棄物（例えばウラン廃棄物）について、その特徴の違いを踏まえ、長期放射線防護の考え方について、技術的側面（被ばく状況、除外・免除・
クリアランス、長期期間スケールと不確実性の扱い、リスク論、ラドンの扱い、化学
毒性）と社会的側面（世代間倫理、環境保護、リスク認知）から検討を行い以下の結論に達した。

（1）ウラン廃棄物と NORM 廃棄物の特徴の違い
NORM 廃棄物とウラン廃棄物の違いの最大の特徴は、NORM や NORM 廃棄物が当初から子孫核種が含まれているのに対し、核原料・核燃料物質やこれらで汚染されたウラン廃棄物は、ウランから子孫核種を人為的な分離操作が行われたものである
ことから、初期の段階では子孫核種が含まれていないことである。このため、核原料・核燃料物質やウラン廃棄物は、通常の取扱いにおいては人工放射性核種を含む廃棄物と同じ放射線防護基準が求められている。しかしながら、処分のように長期の時間スケールで放射線防護を考える場合には、ウラン廃棄物は長期的には子孫核種が生成し、NORM 廃棄物と同じように子孫核種を含む廃棄物となる。
（2）規制除外・免除・クリアランス
NORM や NORM 廃棄物の安全規制との関係については、原則として、現存被ばく状況として扱われて規制除外の対象であるが、IAEA は、食品、飲料水、肥料、土地改良材、建材などを除いて、自然線源が通常の環境には存在しないレベルを超える濃度（ウラン系列核種やトリウム系列核種においては、1Bq/g、K-40 については
10Bq/g）の物質については、計画被ばくの対象としている。NORM、NORM 廃棄物の計画被ばく状況の中での規制免除あるいはクリアランスのための基準線量については、ICRP Publ.104 で指摘しているように自然バックグラウンドからの線量の地域差が「年に数百μSv」であること等から、人工放射性核種に適用されている「年に10μSv」という判断基準を適用することは適切でなく、概ね１ｍSv/年を超えないことを用いることが望ましい。
核原料・核燃料物質の規制免除や、ウラン廃棄物の再利用に限定したクリアランス
については、考慮すべき期間は子孫核種の影響が顕在化しない期間であることから
57

人工核種に対する判断基準の「年に 10μSv」や対象物の国際流通性を考慮すれば U234、U-235、U-238 に対する国際基準の１Bq/g の採用は妥当であると考える。一
方、今後の検討課題であるクリアランスにおける産業廃棄物としての埋設シナリオについては、子孫核種の影響を考慮せざるを得ない。その場合、U-234、U-235、U238 に対する国際基準の１Bq/g は IAEA が指摘している考え方（RS-G-1.7）に沿って、天然賦存性に由来する一連の崩壊連鎖の中での親核種の濃度と考えるべきである。この値の妥当性確認のために線量との比較が必要な場合には、親核種である U234、U-235 及び U-238 のみの影響については人工核種と同様の 10μSv/年、それらの子孫核種を含めた影響については自然バックグランドレベルに相当する１mSv/年
オーダーの線量を考えること等により、自然起源の放射性核種として子孫核種影響を含めたウランを扱う IAEA の考え方と、親核種である精製ウランを人工放射性核種として扱う現行の規制との整合と、天然賦存性の考慮を検討するべきである。
なお、例えば産業廃棄物埋設のような場合においては対象物を計画的に配置する
ことにより処分場平均で１Bq/g とするなど、管理方法に制限を加えることにより安
全性を担保できるという条件付きクリアランスの考え方もある。この場合、条件付き
クリアランスレベルの設定に関しては親核種である U-234、U-235 及び U-238 のみの影響については人工核種と同様の 10μSv/年、それらの子孫核種を含めた影響については自然バックグランドレベルに相当する１mSv/年オーダーの線量を判断基準とすることが考えられるが、このような考え方については今後の検討課題である。
（3）処分の放射線防護基準
NORM 廃棄物やウラン廃棄物を放射性廃棄物として扱う場合としては、ウランそのものの濃度はクリアランスレベル（ないしは条件付きクリアランスレベル）以下であるが、他の放射性核種が含まれるため放射性廃棄物として扱う場合と、他の放射性核種の混在の有無にかかわらずウランの濃度がクリアランスレベル（ないしは条件付きクリアランスレベル）以上として扱う場合が想定される。前者の場合はウランの長期放射線防護については原則考慮する必要はないが、後者においては、放射性廃棄物としての長期の放射線防護の考え方が必要不可欠であり、ラドンを含む被ばく状
況の扱い、不確実性の扱い、時間スケールの扱いおよび有害物質としての側面が重要である。
①

処分時の被ばく状況の扱い（ラドン含む）

被ばく状況の扱いに関しては、処分後の遠い将来には現存被ばく状況が想定されるが、それを決定し、対策を決めるのは将来世代である。このため、処分場設計段階においては将来世代に対策を任せるのではなく、このような想定は計画被ばく状況の潜在被ばくのなかで行い、仮に人間侵入などの事象が起こったとしても、将来世代
58

が、現存被ばく状況として対応が可能なことを確認しておくことが重要である。
ラドンについては、NORM ないしは NORM 廃棄物に関しては現時点でラドンの影響が顕在化しており、一般住居を対象に現存被ばく状況として参考レベルが設定されている。一方、ウラン廃棄物の場合は、ラドンが有意な被ばく影響を与えるレベ
ルに生成されるまでには数万年の時間を有すことになる。このラドンに関する放射線防護の考え方としては、例えば、一般住居を対象とするが潜在被ばく状況として、線量/確率分解アプローチないしは統合アプローチで対応する考え方、また、部分的な条件付きクリアランスレベルを導入した考え方、さらには廃棄物から発生する Rn222 と周辺に自然に存在する Ra-226 から散逸する Rn-222 と区別がつかないことがあるので、全ラドン濃度で、現存被ばく状況として扱うことも考えられる。今後の検討課題である。
② 不確実性の扱い
長期の被ばくに関しては、一般公衆に対する潜在被ばくと、偶発的な人間侵入による侵入者自身の被ばくがあり、これらは一般的には確率を伴うリスク論的な考え方で扱う分野である。しかしながら、少なくとも数千年を超える期間では、不確実性に
より線量評価に必要な事象の発生確率を正確に提示することができない場合が多い。
このような場合には発生確率を求めることをせず、この数千年あるいはそれ以降に生起する事象を、現時点で検討して様式化したシナリオとして設定し、そのシナリオに従って、被ばく線量を評価する方法（線量/確率分解アプローチ）が有効である。
③

時間スケールの扱い

線量/確率分解アプローチをとるにしても、将来の自然事象や処分システムの健全性等に対する科学的知見や、人間の生態系等の社会学的知見の面で、時間とともに線量評価の正確性が薄れていく。このため、時間枠を設定して安全評価を行うのが合理的である。
埋設後の初期は、能動的な制度的管理により確実に一般公衆に対する線量限度の
１mSv/年を担保する期間である。ウラン廃棄物については、その半減期が長いため段階管理の概念は使えないが、原子力発電所等から発生する廃棄物等のピット処分に適用されている 300 年～400 年などを参照してウラン廃棄物の制度的管理期間を検討することは合理的であると考える。また、処分された廃棄物の埋設区画、量、核種、残留放射能濃度等の情報が能動的な制度的管理の期間以降も確実に伝承されるような制度（受動的制度的管理）を整えることも重要である。
管理期間を超えた期間の安全評価に関しては、可能な限り長期にわたって正確に予測することが重要である。しかしながら、時間の経過とともに不確実性が大きくなるとともに、予測の精度が著しく低下するのは紛れもない事実であり、このような場
59

合には、定量的な基準値を定めて安全性を確認するという方法の意味が、正確性の観点で変化するものと考えるべきである。このため、不確実性の比較的少ない期間（前期）と不確実性が大きくなり予測の精度が低下していく期間（後期）に区分した放射線防護基準を提案する。この期間の設定に関しては、対象廃棄物、処分方法、サイト
条件など様々な因子により変わりうるため、ケースバイケースで判断すべきである。
前期区分の放射線防護基準としては、一般公衆の防護に関しては線量拘束値（例えば0.3ｍSv/年）を、偶発的な人間侵入に関しては、現存被ばく状況に適用する参考レベ
ル（例えば 1～20mSv/年）が考えられる。一方、後期区分の放射線防護の在り方に関しては、線量拘束値の遵守を精度よく要求するよりも、潜在被ばくを考慮してもな
お、参考レベルの範囲に線量が抑えられることを示すことに重点をおくべきと考える。
(4) 有害物質としての側面
自然放射性物質であるウランは、放射性毒性だけでなく化学毒性を有する物質でもある。ICRP Publ.78 によれば、可溶性ウラン化合物の１日当たりの摂取制限 2mg（=0.0285mg/kg-body/day）を、それぞれ安全側の値として勧告している。この時の被ばく線量はこの条件での経口摂取を一年間継続した場合でも 0.85mSv となり、経口摂取したウランについては、化学毒性による影響が放射線による影響よりも大きくみられていることがわかる。
一方、外部被ばくの概念は化学毒性にはなく、また経口摂取しても消化器を通りそのまま排出されるような場合は内部被ばくと化学毒性の影響が抑えられ、外部被ばくの影響が大きくなる。
（5）社会学的側面（世代間倫理、環境問題、リスク認知）
自然放射性物質を含む廃棄物処分の長期放射線防護を考えるに当たっては、廃棄物という負の遺産を将来世代に引き継ぐことについて、単なる廃棄物としての技術的視点ではなく、環境問題としての側面や世代間倫理的側面からにみてどのように考えるか、また長期の事象に対するリスク認知をどう考えるといった問題への対処が重要となる。
世代間倫理とは、一般的には「現在を生きている世代は、未来を生きる世代の生存可能性に対して責任がある」という考え方とされている。ウラン廃棄物や NORM 廃
棄物の処分に関しては、もともと自然界に存在していたものをもとに返す行為とみなすこともでき、このように考えれば、例えば遠い将来の意図しない開発や侵入など
により潜在被ばくが増加するかもしれない対応を未来世代に託すことは、世代間倫
理に大きくは反しないと考えられ、現時点で 10 万年も先の線量対策を考慮することの重要性はそれほど大きくはないと考えてよいかもしれない。ただしこのような世
60

代間倫理・公平性に関する議論は本研究会では必ずしも十分ではなかったので、今後は、社会学、倫理学、さらには心理学などの分野を交えて、特に、ウラン廃棄物についてより深化した議論が必要な分野である。
世代間倫理に関する議論の中では、環境や社会情勢が大きく変化していく中で、次世代にどのような負担を強いることになるか、その時間や規模の大きさに関する程度問題に関する比較検討が重要になろう。その際には不確実な予測に基づく議論が展開され、個人的な価値観が大きく左右されると考えられるため、事実に基づいた議論を展開することが重要である。
最後に放射線被ばくの健康影響に関する科学的事実に対するリスク認知に関しては、時としてステークホルダー間で大きな乖離を生じる場合があり、この乖離をなくすための取り組みが今後ますます重要となることを指摘しておきたい。

61

4.2

提言
本専門研究会としては、以上の議論・検討、ならびにそれらをまとめた総括から要点を抽出して、以下の 3 点を提案する。なお、ここでの対象核種は U-238、U-235 及
びそれらの子孫核種とする。ラドンでは Rn-222 を想定する。
①

NORM、NORM 廃棄物の計画被ばく状況の中での規制免除あるいはクリア
ランスのための判断線量については、自然バックグラウンドからの線量の地域
差が 「年に数百μSv」であること等から、人工放射性核種に適用されている「年に 10μSv」という判断基準を適用することは適切でなく、概ね１ｍSv/年を超えないことを用いることが望ましい。

②

処分の安全性評価に関しては、不確実性の比較的少ない期間（前期）と、不確実性が大きくなり予測の精度が低下していく期間（後期）に区分した放射線防護基準を制定することが望ましい。
この期間の設定に関しては、対象廃棄物、処分方法、サイト条件など様々な因子により変わりうるため、ケースバイケースで判断すべきである。なお、放射線防護基準値の選定については、関係各方面において、前項 4.1(3)「処分の放射線防護基準」 ①～③に沿った精力的な検討を期待する。

③

当研究会は、上記の提言 2 件に加えて、以下の 3 点を今後取り組むべき重要な課題であると結論づける。
1)

ウラン廃棄物埋設処分に関わるラドンの評価では、線量/確率分解アプロー
チないしは統合アプローチで対応する考え方、部分的な条件付きクリアランス
レベルを導入した考え方、全ラドン濃度で現存被ばく状況として扱う考え方があるが、いずれによるのが適切かについて、更に議論を詰めて決定すべきである。

2)

ウラン廃棄物の一般産業廃棄物としての埋設処分に対するクリアランスレ
ベルとして国際基準の１Bq/g を採用するに当たっては、IAEA（RS-G-1.7）が定義しているように天然賦存性に由来する一連の崩壊連鎖の中での親核種の濃度として考えるべきである。また天然賦存性を考慮しつつ、自然起源の放射性核種として子孫核種影響を含めたウランを扱う IAEA の考え方と、親核種である精製ウランを人工放射性核種として扱う現行の規制との整合を図るべき
である。
62

3)

社会学的側面への配慮に関しては、遠い将来の増加するかもしれない潜在
被ばくへの対応を未来世代に託すことは、現在世代が現時点で真摯な対応をすることにより世代間倫理に大きくは反しないと考えられるが、今後、さらに社会学、倫理学、心理学などの分野を交えて、特に、ウラン廃棄物についてより深化した議論をすることが必要である。
以

63

上

謝辞
本専門研究会報告書を取りまとめるに当たり、外部専門家として専門研究会の場において貴重な情報をご提供いただいた、関西大学教授の土田昭司先生、福島県立医科大学准教授の村上道夫先生に深く感謝いたします。またシンポジウムの場において、パネル討論の座長として討論内容を適切にまとめていただいた東京大学教授
飯本武志先生、及び貴重なご意見と忌憚ないコメントをいただいた指定発言者ならびに貴重な提言や情報提供をいただいたシンポジウム参加者の皆様に深く感謝いた
します。そして最後になりますが、全 5 回にわたる研究会において貴重な提言や情報提供をしていただき、専門研究会の運営や報告書のとりまとめにご協力いただいたオブザーバー参加の皆様に、心からの感謝の意を表します。

64

付録

補足資料 1 自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
情報提供資料（全 5 回）
補足資料 2 自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
企画セッション資料（2018 年 6 月 29 日開催）ならびにシンポジウム
議事録及び資料（2018 年 9 月 20 日開催）

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自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する
専門研究会

報告書

補足資料 1自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
議事次第及び情報提供資料（第 1 回～第 5 回）

第１回自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
議事次第
2017 年 6 月 29 日
1. 自己紹介（出席者全員）

16:00～16:10

2. 幹事、予算担当者承認

16:10～16:15

3. 本専門研究会の内規案 （小林 委員）

16:15～16:20

4. 趣旨説明及び検討項目案説明（主査）

16:20～16:30

5. 検討項目に対するご意見等（出席者全員）

16:30～16:50

6. ウランを含む廃棄物の処分・クリアランス・規制免除等に関する16:50～17:20

国内外の検討状況について（財津 委員）
7. 自然放射性核種を含む廃棄物の処分等に関する問題提起（麓 委員）17:20～17:50
8. 今後のスケジュール案（小林 委員)

17:50～17:55

9. 次回開催について （主査）

17:55～18:00

本日出席予定者（敬称略）
委員
下道國、岩岡 和輝、笠井篤、小林 愼一、財津 知久、齋藤 龍郎、麓 弘道、

古田 定昭、吉永 信治

オブザーバー
飯本 武志、東原 知広、有賀 千暁、角田 利晴、柚木 彰、飯田 孝夫

ロニ］
資料 2-1

平成 29 年 10 月 27 日

第 2 回自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
議事次第

1. 出席委員確認と自己紹介（新規オブザーバー）

13:30～13:35

2. 前回議事録確認（資料 2-2）

13:35～13:40

3. 本日の議事説明（本資料及び資料 2-3）

13:40～14:00

4. 社会心理学から観た『安全』と『リスク認知』（関西大学 社会安全学部土田 教授） 14:00～15:00（資料 2-4）（注）
5. 放射線防護と倫理、そして、自然放射線の防護（麓委員）（資料 2-5）

15:00～15:20

6. ICRP と IAEA における免除に関する規準の異同について（大越委員）（資料 2-6）

15:20～15:50

7. 自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護肖関する本研究会から必要な提言について 15:50～16:45
・自然放射性物質の取扱い・処分に関する社会受容性
・環境倫理と世代間の公平性に関する点
・国際基準の取り入れに関する点（全出席者）

8. 本研究会の運営体制について（資料 2-7）

16:45～16:50

9. 次回開催について（資料 2-8）

16:50～17:00（注）情報提供に関する質疑、提供者も交えた本研究会の議論を含みます。

本日出席予定者（敬称略）
委員：下 道國、岩岡 和輝、大越 実、国分 保訓、小林 愼一、財津 知久、齋藤 龍郎、
杉山 大輔、麓 弘道、古田 定昭
オブザーバー：有賀 千暁（常時参加）、角田 利晴（常時参加）、小口 一成、河田 陽介
桜田 一誠、佐藤 和彦、佐藤 克典、鈴木 啓二、辻 芳徳、
野上 義夫、 藤永 英司、森本 康、山本 正史

⽇本保健物理学会
資料2-4
⾃然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専⾨研究会
2017年10⽉27⽇

第2回会合

社会⼼理学から観た『安全』と『リスク認知』
⼟⽥昭司
関⻄⼤学 社会安全学部 教授（The Society for Risk Analysis, Councilor 2016-2019）（⽇本原⼦⼒学会 社会・環境部会⻑2016-2018）(⽇本リスク研究学会 元会⻑2006-2008）

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji「安全」の定義• 安全 = 「許容できないリスクがないこと」国際基本安全規格

Safety = “freedom from risk which is not tolerable”[ISO/IEC guide 51, 2014]
ISO guide 51, 2014が含意すること
1. 「完璧な安全」は存在しない
2. 安全は、程度の問題＝「より安全」か、｢より安全ではない｣か
3. 安全の基準は、Publicの⼼理によって決定される
 個⼈・社会・組織、あるいは、⽂化・時代によって安全の基準が異なる可能性

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji⽇本の⾵⼟（和辻哲郎『⾵⼟』1935）• ⽂化は⾵⼟に規定される
 モンスーン型（⽇本） = 神は⺟親

神は無条件に安全を恵んでくれる 砂漠型（中近東） = 神は⽗親


神は教えを守る者のみに恵みを与える

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji『安全』概念• 安全の多義性 security (= 事故が起きないようにすること）


発⽣確率を最⼩化するrisk analysis

 safety (= 事故の被害を最⼩にすること）


危険性の程度を最⼩化するrisk analysis
既に⽣じた被害にも適⽤できる対策では最悪事態を想定する

Resilience (= 事故から速やかに⽴ち直れること)

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji

「リスク」の語源• リスク （⽇本語）• risk （英語）• risco （古語：スペイン語）– riesgo （スペイン語）、rischio （イタリア語）、– risco （ポルトガル語）

 航海⽤語、海⾯下の岩礁
 保険の概念と共に伝わったのではないか

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji「リスク(risk)」とは何か？
• リスク事象がもたらす「危険性」: danger, hazard• リスク事象がもたらす「便益性/コスト」: benefit,cost• 将来における事象 ＝ 不確実性
→ ⽣起確率: probability
将来の事象についての予測概念（時間軸）risk analysisは、既に起きてしまったことには適⽤されないリスク概念は多様 cf. 経済学からの⽴場
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2017.10.27© TSUCHIDA Shojiヒューリスティックス処理によるリスク認知⽅略の例• 「危険性」 or 「便益性」の⼀⽅しか認知しない。
• ⽣起確率を「０％」 or 「１００％」に固定する。
• 被害の⼤きさのみを判断基準にする• 感情ヒューリスティクス(Affect Heuristics)• ・・・・・・etc.

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⼈間の現実認識と思考

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji⼈間にとっての現実(reality)認識
×全ての情報をもとに認識をしている○限られた部分的な情報をもとに認識している‑
0,

×現実をあるがままに認識している○⾃分の認識枠組みに合わせて現実を認識している○現実を⾃分がそうあってほしいと思うものだとして認識している∵ 情報の選択権は⾃分にある。個⼈による情報の偏り。
⾃⼰正当化傾向。
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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji

錯視の例１：ミュラー・リヤー錯視

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2017.10.27© TSUCHIDA Shojiヒトは錯視という機能をなぜ持っているのか？
錯視はいつもよくある環境に対応するきわめて合理的な⾃動的データ補正機能
 「合理的」＝瞬時の対応、低コスト

 「いつもどおりの環境⽤の機能」＝いつもとは違う環境では誤りとなる

 「無意識による⾃動的補正」＝補正されたデータで現実認識していることにヒトは気づいていない。

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji

私たちが認識している世界は、約0.2sec.過去であるとしたら、• 網膜に光刺激が⼊ってから、脳が認識するまでに約0.2秒かかるようだ。
［この時間は加齢により⻑くなる］↓• 私たちの脳が認識している世界は約0.2
秒過去の世界。
［60Km/hで運転している場合は、3.3m⼿前にいると認識］［200Km/hのテニスのサーブボールなら、11.1m］［運転における反応時間は、約0.4秒以上］

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2017.10.27© TSUCHIDA Shojiこれから⼈名を読み上げながら提⽰します。注意
して⾒ていてください。

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経験的判断による錯誤スキーマ(既存の知識体系)による錯誤「１３」と「B」の例

I
I 12 1~A J~CJ‑¥DME

TDDf‑¥Y
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活性化するスキーマによって現実認識が異なってくる• 「思い込み」が、特定のスキーマのみを活性化させる• 特定のスキーマが活性化すると、• そのスキーマに適合するように、⼊⼒情報が変容する• そのスキーマに適合する情報しか⼊⼒されない

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進化論によれば、⼈間は危険に敏感な動物
according to the theory of evolution,
human is a “weak animal” and keen to danger.

• 「強い動物」 ← 利益情報収集能⼒を進化• 「弱い動物」 ← 危険情報収集能⼒を進化
⼈間は、弱い動物として進化してきた
進化は⽂明時代には⽣じていない
原始時代の⼈間
遺伝⼦が規定する⼈間の能⼒は、野⽣（原始事態）の⽣活環境に、最も適応するためのもの
専⾨家は、「強い動物」であると⾃⼰を認識する傾向が強い
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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji理性システム vs. 感情システム
reason system vs. emotion system• 感情＝理性では対応できない状況において、環境に適応して瞬時に意思決定するために進化の過程において獲得した機能• 理性の弱点＝時間と労⼒(疲労)がかかる• 理性の利点＝新たな状況に柔軟に対応できる• 感情の利点＝時間と労⼒(疲労)が不要• 感情の弱点＝経験済みの対応しかできない↓訓練の重要性Graduate School and Faculty of Societal Safety Sciences

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リスクコミュニケーションとリスクガバナンス

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2017.10.27© TSUCHIDA Shojiリスクコミュニケーション（=リスクについての情報交換）

１．クライシスコミュニケーション
２．ケアコミュニケーション
３．コンセンサスコミュニケーション

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コンセンサスコミュニケーション
1. publicにおいて賛否が分かれるリスク問
題について
2. ステークホルダー(関係主体)間で3. 合意形成をはかるための話し合い•「個⼈、集団、組織間での情報および意⾒の相互交換プロセス。リスクの特性に関する種々のメッセージや、関⼼・⾒解の表明、またはリスクメッセージやリスク管理のための法的および制度的な取り決めへの反応なども含む」(National Researchcouncil, 1987)

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji社会的受容(public acceptance)とはなにか
パブリックアクセプタンスとは、国⺠や住⺠などの⼤衆がリスクのある事柄の存在を認め受容することであると定義できる。
したがって、社会⼼理学的な⾒地からすれば、パブリックアクセプタンスとは⼤衆⾏動、あるいは、集合⾏動としてのリスク認知の結果として⽣じた、リスクを受容する世論であり、また、リスク受容⾏動であるといえる。
（⼟⽥昭司, 1997）

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji

リスクコミュニケーション =コンセンサスコミュニケーションの必要性• 安全 = 「許容できないリスクがないこと」国際基本安全規格
Safety = “freedom from risk which is not tolerable”[ISO guide 51, 2014]
ISO guide 51, 2014が含意すること
1. 「完璧な安全」は存在しない
2. 安全は、程度の問題 ＝「より安全」か、｢より安全ではない｣か
3. 安全の基準は、Publicの⼼理によって決定される
 個⼈・社会・組織、あるいは、⽂化・時代によって安全の基準が異なる可能性

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2017.10.27© TSUCHIDA Shojiトランスサイエンス trans-sciencetrans-【超越、向側、変化】
science 【科学】
trans-science : 科学を超えた問題「科学では答えを出せない問題群の領域」(Alvin Weinberg, 1972)

科学

トランスサイエンス

政治

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji

現代⺠主主義社会システムの特質• ⺠主主義社会• 権⼒の平等化• 財の平等化• 教育の平等化• ⾼度情報化社会• 情報の平等化• ニュースバラエティ番
組など、メディアによる解説能⼒の向上→ 誰にでもリーダーになる能⼒がある。

↓「成熟した」⺠主主義社会and / or
「⼀億総評論家」時代––↑

⾃分は専⾨家や権⼒者と等しい情報に接しているとの信念
⾃分には専⾨家や権⼒者と同等あるいはそれ以上の判断能⼒があるとの信念

科学・技術についての最終的な決定・責任はPublicにあるGraduate School and Faculty of Societal Safety Sciences

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2017.10.27© TSUCHIDA Shojiリスク・ガバナンス（１）• よりよい安全 vs 現実の安全対策↓

限られた予算(経済的制約）と人材(人的制約）、一定の期間(時間的制約）→「常識的かつ合理的に可能な範囲」で最善を尽くす＝ ALARA基準 as low as reasonably achievable• 「常識的かつ合理的に可能な範囲」＝ How safe is safe enough?
↑
最終的には、私たちのリスク認識により決定される

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リスク・ガバナンス（２）• 安全対策が別の危険を⽣じさせることがある
ex. 防腐剤と⾷中毒• 安全対策は利益を損なうことがある
ex. 運転速度と到着時間
 どの危険を優先的に対処するか
 コスト、利益とのバランスでどこまで安全にするか↑
私たちのリスク認識が決定する
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2017.10.27© TSUCHIDA Shojiリスク・ガバナンス（３）• リスク認識は状況によって変わる貧しい状況： 利益を強く求める↓「多少の危険は安全の範囲内」
豊かな状況： 利益への切迫感なし↓「わずかの危険も受け入れ難い」

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リスク・ガバナンス（４）• Top-down型
優秀な科学者・技術者・行政官(=専門家)が、安全対策を考案し、一般の人々に指示・指導・命令することにより安全を達成する。

• Bottom-up型
一般の人々が、自らリスクをガバナンスすることを希望する。
↑「成熟した」民主主義社会専門家のリスク認識と一般の人々のリスク認識が一致していれば、結果的に、ボトムアップ型でもトップダウン型と同じ安全対策がとられることになる。
↓
社会全体のリスク認識を調整すること ＝ リスクガバナンス
リスクコミュニケーション ＝ リスクガバナンスの一手段
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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji⼀般⼈の『危険認識』と専⾨家の意⾒は違う【アメリカの事例】

⼤学⽣

専⾨家

原⼦⼒

１

２０

拳銃

２

４

たばこ

３

２

殺⾍剤

４

８

⾃動⾞

５

１

オートバイ

６

６

酒（アルコール飲料）

７

３

警察の仕事

８

１７

避妊薬

９

１１

Slovic, 1987

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科学・技術リスクの管理形態• ⾃⼰管理型リスク• ex. ⾃動⾞、など• ⾃発的動機が⾼い →⾃⼰責任
コントロール感あり• 便益と危険を認識する• 他者管理型リスク• ex. 原⼦⼒発電所、など• ⾃発的動機が低い → ⾃分に責任はない
コントロール感の喪失• 危険は認識しても便益は認識しにくい＝

感情ヒューリスティクス

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji時間・空間･社会スケール
一時的／短期的

中期的

長期的／恒常的地域

広域／国

国際･地球規模個

少数

多数／集合的

フェイズ

目的・機能
教育･啓発

行政

回復期

行動変容

専門家

市民
信頼と相互理解

アクター

非常時（緊急時）

問題発見 議論構築
論点可視化
価値観の調整合意形成 協働

平常時

メディア

事業者
単純

ハザード種別自然災害･疾病

回復と和解
複雑

不確実

従来科学技術

多義的

知識の不定性先端科学技術萌芽的科学技術
科学コミュニケーションセンター(CSC)[科学技術振興機構(JST)](2014)

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コンセンサスコミュニケーション（リスクコミュニ
ケーション）の発達段階(Leiss, 1996)
I.

技術的なリスクメッセージ提供の段階(1975頃〜1984頃) 公害問題を背景とし市⺠からデータ開⽰要求

II. 説得のためのメッセージの⼯夫の段階(1985頃〜1994頃) 市⺠からの信頼を得ようとするも失敗

III. 対等な⽴場でコミュニケーションを図る段階(1996頃〜) 双⽅向の意⾒交換過程であることを重視

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji表 1 米国におけるリスク コミュ ニケー ション の発運段階
J 期
(
1
9
7
0
s半 ば 8
0
s半 ば）

時期

I
体i
意思決定

主 情報伝達⇒ 非専門家

専門家

情報の内容

m期
(
1
9
9
0
s半ば〜）

専門家

⇒ 非専門家

専門家

専 門 家 ⇒ 非専門家

リスクデー タ

リスクデータ

目揉

,
J
ヽ

情報公開

専門家

⇔

非専門家

非専門家 （当事 者）
リスクデー タとリスクに関連する情報や迂見

説得

柑 互理 解／専門家へヽの信頼

→

不信

ヽ

自f
i
t
性の尊重

大

受動的一能動的
‑
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‑

I
社

n期
(
1
9
8
0
s半 ば 90s半ば）

大量生程・広域流通
科学技術の進歩

甚大な被害の可能性、被もの広域化
洛在的な リスク 、微黛な布害物賛の検出ヽ
,...ー・・・・・・・・・・・・・・ ・・ ・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・
・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
‑
‑‑
‑‑・・・・・・・・・・・ —ー・・・・・・・・ーー・.. ,リスク 認知、コミュニケーション研究
リスクを高く感 じる要因、同意 と説 得

Leiss(1996)［原⽥(2007)より］

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納得の条件① ⾃分の経験との整合性② ⾃分の本能(感情)との整合性③ 相⼿の論理の⼀貫性・整合性④ 情報源の信憑性⑤ 情報伝達者の信頼性

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「信頼」の規定因• 「専⾨的能⼒」 vs. 「誠実さ（向社会性）」• 具体的な⾃分の利益に係わることか• ⾃分への危険に係わることか• 共有する価値観（ＳＶＳ）• 当該問題に関連する価値観が近い⼈ほど信頼する• ⼀般的信頼• 社会⽣活（取引状況）において、⼀般に相⼿は信頼できると考える者ほど、結局は多くの利益を得る （⼭岸）• → 「信頼は善」の信念形成• 『愛』• 相⼿には⾃分に利益を与える意志がある• 相⼿には⾃分に危険を及ぼす意志はない

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ご静聴ありがとうございました。
【⽂献】（講演内容の詳細は下記を参照ください。）
⼟⽥昭司（編） 『安全とリスクの⼼理学』 培⾵館 （近刊）
⼟⽥昭司 「リスクコミュニケーションと社会⼼理学」 in 近藤惠嗣（編）『新技術活⽤のための法⼯学：リスク対応と安全確保の法律』
⺠事法研究会 (2016) ISBN：9784865560664
⼟⽥昭司 「リスクコミュニケーションの社会⼼理学的様相」 in 平川秀幸
・⼟⽥昭司・⼟屋智⼦（著） 『リスクコミュニケーション論』
⼤阪⼤学出版会 (2011) ISBN:9784872592849

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2017.10.27© TSUCHIDA Shoji資料2-5

放射線防護と倫理、そして、⾃然放射線の防護
平成29年10⽉27⽇

第２回 ⾃然放射線を含む廃棄物の放射線防護に関する専⾨研究会

Science and values in radiological protection- A long tradition "Radiation protection is not
only a matter for science. It isa problem of philosophy, andmorality, and the utmost
wisdom.”Lauriston S. Taylor (1902 ‒ 2004)
The Philosophy Underlying
Radiation Protection
Am. J. Roent. Vol. 77, N° 5,
914-919, 1957
From address on 7 Nov. 1956
出典: Jacques LOCHARD, The Ethical Foundations of the Radiological Protection System, UK Workshop on the Ethical
Dimensions of the Radiological Protection System London, UK, 11 June 20142

Taylor⽒の1980年Sievert賞受賞講演概要(1/2)• 放射線防護は単なる科学に関するものではない。放射線防護は哲学、倫理、そして何よりも知恵に基づく問題である。
• 閾値のない線量と影響が⽐例する関係は実証されていない理論である。
• 線量と影響が⽐例する関係を利⽤するには、「 (1)実証されていない理論であること。(2)現実の関係が不明であるので、この関係を利⽤していること。(3)実務への適⽤では、保守的となること。」を踏まえた⼿順が必要。
• 放射線治療と同程度の放射線被ばくを何百万⼈もの⼈が航空機に搭乗して被ばくしているが、誰も気に留めない。これを理解するには哲学、倫理が必要となる。
3

Taylor⽒の1980年Sievert賞受賞講演概要(2/2)• 科学的、技術的な基礎では考慮できない「ALAP(As Low As
Practicable)」の原則は、特定された数値の規制では制限されてしまうので、改⾰を進める指導⼒を発揮するために取っておくべきである(筆者注: 「数値による規制では打破できない真に放射線防護のための規制の改⾰をALAPの原則で達成する。」の意味ではないかと推察した。)。
• 「ALAP(As Low As Practicable)」の概念は全てに適⽤されるべく設計された放射線防護の標準から逸脱することを容認している。
• 最低限実効的な概念は2つの対⽴する概念の融合のようなものとして登場した。それは、規制の統⼀性(筆者注: 「すべてのケースで統⼀した線量基準を守る。」の意味ではないかと推察した。)を解放する。
なぜならケースバイケースによる変動は不可⽋であり、しかしながら、規制に従い、最低限実効的な基準については合致する責任があ
るからである。
出典: Lauriston S. Taylor, Some Nonscientific Influences on Radiation Protection Standards and Practice, The 1980
Sievert Lecture, Health Physics Vol. 39, pp 851, 1980

4

ウラン廃棄物の処分(欧州)• ⾃然放射性核種として370Bq/g以下は放射性物質としない(IAEA,
1962)• ⾃然放射性核種として500Bq/g以下は放射性物質としない(フランス,
1965 EU, 1980)• 免除の原則の成⽴(IAEA, 1989)• ウラン、トリウムについて⼦孫核種を除外する⾏政裁判所の裁定(フランス, 1991)• 免除レベルの成⽴(IAEA, 1993)• ウラン放射能濃度1000Bq/g以下、平均100〜200Bq/g以下は産廃処
分場に処分• ウラン放射能濃度3700(または4000Bq/g)以下、平均370(または400Bq/g)以下は放射性廃棄物処分場に浅地中処分
5

ウラン廃棄物の処分(⽶国)• 放射性廃棄物処分場に処分する場合、ウランの放射能濃度の上限値は設定されなかった(NRC, 1982)• 鉱さい処分場で1,000Ciまでのラドン線源については、北⽶の国⺠線
量を引き上げるようなことはないと評価された(NRC, 1979)• サイトスペシフッィクな評価でウランの流出を定性的に議論した(DOE, 1995)• 1,000Ciまでのウランインベントリーを放射性廃棄物処分場に処分する場合は、例外として1万年を超える線量評価は求められない(NRC,2000)• 10CFR61の改訂の議論がはじまる(NRC, 2010)• 改訂10CFR61のガイダンス(案)によると、処分場の平均濃度で⻑寿
命核種の平均濃度が370Bq/gを下回る場合には、1万年を超える期間の定量評価は求められない(NRC, 2016)6ラジウムの取り扱い実績(キュリー夫⼈)• ヤヒモフ鉱⼭(当時ボヘミア、現チェコ)でウラン鉱⽯からウランを抽出した残渣であるピッチブレンドを⼊⼿。
• このピッチブレンドをパリまで約1,000kmの⾏程を運んで、その鉱さいから、ラジウムを分離精製した。
• ピッチブレンドに含まれるラジウムの含有量は0.4〜0.7ppmであり、放射能濃度に換算すると400nCi(14,800Bq)/g〜700nCi(25,900Bq) /gとなる。
• 上記のことから⼈類は既に20世紀初めに400nCi(14,800Bq)〜
700nCi(25,900Bq)/gの平均ラジウム放射能濃度を持つピッチブ
レンドを取り扱った経験を有している。
7

10 nCi/gの意味• IAEAは、10nCi/gを⾃然放射性核種を含む物質に関して、放射性物質と扱うかどうかの閾値とした。
• この濃度は、地殻で発⽣するラジウム測定濃度と説明している例もあるし、地殻中のラジウムの放射能濃度と説明している例もある(WIPP)。
• あるいは⽶国⻄海岸で採鉱される鉱⽯中のラジウムの濃度の⽐較的⾼い⽅とも⾔われている(ORNL)。
• 上記のことから、放射性廃棄物の処分場に残留するウラン核種の濃度は、10nCi(370Bq)/gと定まったものと推察される。
この値は⾃然環境中の放射能をどう考えるかに関係すると思われ、その値の導出には哲学的、倫理的考察があったものと推察する。
8

世代間の公平性について(1/4)• 保健物理では、遠い将来の影響について、今⽇決定しなければならない。これは保健物
理にとって避けることのできない本質的な問題である。
• 基⾦を設⽴して将来世代が利⽤できるようにする⽅が、現在世代が将来世代の放射線被ばく量を低減させるために費⽤を出費するよりも費⽤効率が⾼い。
• 我々は、将来世代をがんから守るために、LNT線量-影響応答を想定して費⽤を出費する。
しかし、恐らく放射線に起因するがんについて、閾値があることが証明されるだろうし、
あるいは、がんが治療できる疾患となっているかも知れない。これらのどちらのケースにせよ、我々が将来世代のために出費した費⽤は何の役にも⽴たずに捨てたこととなる。
• 明らかに将来世代は我々よりも将来世代の健康のための最善な費⽤の使い⽅を知っているであろう。
• ⼈⼝増⼤、⼤量破壊兵器、巨額な公的負債、⻑期に継続する社会政治的問題などは、
我々が将来世代に与える僅かな線量というものをはるかに上回る被害を与える。唯⼀の現実的な⽅策は放射線を取り扱うに当たり、それに⾒合う便益を将来世代に残すことである。
• 理論的には、⽂明により、すべての社会機能が破壊されてしますことがあり得る。しかし、⽂明がすべてを破壊したとしても、残存する放射能は最も⼩さな問題であり、世界
飢饉で産業⾰命以前の期待寿命が35年まで戻るかもしれない。しかし、年寄の病気であるがんについて、放射線による発がんは今⽇の期待寿命で算出するよりも、はるかに低い危険となる。
出典: Bernard L., Cohen, Discounting in Assessment of Future Radiation Effects, Health Physics Vol. 45, pp 687, 1983
9

世代間の公平について (2/4)• ICRP publ.81 (40)「⻑寿命放射性固体廃棄物の処分に適⽤する放射線防護勧告」（1999）
・・・委員会は、将来における個⼈と集団が、今⽇とられた⾏動から現在の世代が与えられているのと少なくとも同じレベルの防護を供与されるべきである、という基本原則を認める。さらに、多くの処分システムについて、将来世代に選択の余地（たとえば、再取出しの可能性）を残すため、処分システム開発過程の間に措置をとることができるかもしれないが、いかなる状況の下でもこれ
らの措置が処分システムの安全をそこなうべきでない。
• ICRPは2001年に功利主義(utilitarian)から個⼈を中⼼とする哲学(individual-oriented philosophy)に⽴脚するとした。従前の勧告は功利主義(utilitarian)により、費⽤-利益分析から効⽤を最⼤化することに焦点を当てていた*。
• ICRP publ.122 (55)「⻑寿命放射性固体廃棄物の地層処分における放射線防護」（2012）
遠い将来において、処分施設の存在の記憶が失われて、監視措置がもはや実施されなくなっている
ときには、⼈々が処分施設を「再発⾒する」可能性がある。再発⾒は、⽣物圏へのごくわずかな放出を観察することによって、処分施設の健全性を損なうことはないかもしれないし（例えばリモー
トセンシング）、あるいは、不注意による場合であろうと、再発⾒が閉じ込めを直接破壊するかもしれず、それが環境の汚染を引き起こす可能性もある。現在のガイドラインでは、この種の状況は現存被ばく状況とみなされ、同じようなアプローチが将来適⽤されると仮定されるかもしれない。

*出典: Per Wikman, Trivial risks and the new radiation protection system, Vol. 24, pp 3,

2004

10

世代間の公平について (3/4)• ⼀般的に、超⻑期の未来について不確実性が存在する場合、どのような対応をするのか、あるいはどのように対応を容認するのかという問題がある。
• 我々の将来世代に対する責任に対する疑問が⽣じるが、科学はこのような問題に対してどのような回答も⽤意することはできない。
• ⽣命とは定義から進化するものである。超⻑期間を考えれば、種というもののつり合いは定まったものではない。
• 世代間の共有資産の原則として、将来世代の機会を妥協させるような⾏為をしないことである。別の⾔葉で⾔えば、暗黙の社会的契約があり、我々は、先祖から我々の命を賜っているのであるから、⽣きているということは、我々に続く者たちにも、我々が享受したと同様な遺産を引き継がせることである。我々は我々に続く者たちについて何か決定したり、計画を⽴てたりすることはできないが、我々が享受したと同様な機会を与えることで、次の世代の⾃由な決断を妨げるような事前の排除等を避ける最低限のことはできる。
• この原則を⾏為に当てはめると、現在の放射線防護は将来の急性放射線障害に対して責任をもたされている。現在の放射線防護は、また、放射線を受けた全ての⼈の遺伝的障害、受けた線量によって⽣じた、⼤きなものでも、回復しつつあるものでも、 単遺伝⼦性のものでも多遺伝⼦性のもの
でも遺伝的障害を含む。これを実施することで、そのような放射線障害が発⽣した場合に、時間に係わりなく、現在放射線を受けることによって⽣じる全ての種類の影響と将来の影響に対する重要性を同⼀とする。
出典: Giovanni Silini, Ethical Issues in Radiation Protection ‒ The 1992 Sievert Lecture, Health Physics, Vol. 63, pp 139,
August 1992

世代間の公平について (4/4)
一
高い

一
ー

社会学的
自然
工学的

想像を超える自然事象／
1万年(哲学、倫理学的限界-⽂明が始まってから現在までの期間の2倍)判断を300年後の世代に委ねる(仏 マンシュ処分場)

坦 挑 鯉k 孟 友 匹

中位

低い

数100

数1000
経過時間（年）

出典:麓弘道, 放射性廃棄物の処分, RADIOISOTOPES 12⽉号掲載予定の図11に加筆, 2017

数10万 年

11⽇本社会の特殊性 (1/2)• 第４回ICEF会議*における議論
遠藤座⻑(慶応⼤学 Project Professor)「⽇本の原⼦⼒は⽴ち直れるか」Michael Shellenberger⽒(パネリストの⼀⼈、⽂系出⾝の政策公共学の専⾨家)「福島で1mSv/年を恐れているが、私の住んでいるコロラドでは
2mSv/年である。⾺⿅げている(Rediculous)。また、何も汚れていない⼟を集めて放射性にして怖がっている。これは迷信(Superstition)による放射線被害である。⾮常に残念なことである。」
遠藤議⻑「⽇本⼈はきれい好きでちょっとの汚れも気になる」(原⼦⼒のセッションでのやり取り。間接的に⽇本の放射線防護の線量に対する硬直化を⽰している。)
注*):ICEF会議は安倍⾸相のリーダーシップで地球温暖化に関して世界で議論するフォーラムである。
13

⽇本社会の特殊性 (2/2)• ⾃ら責任を取らない⽇本1)
戦後、アメリカという「⾨番」にカネと基地を差し出すことで命を肩代わりしてもらった
⽇本は、経済最優先のもと「ディズニーランド化」し、語るべき正義を⾒失ってしまったのか?
同調圧⼒に屈しやすく、リーダー不在のため、⾃ら意思決定することすらできない。そして、「不決断」という選択を取り続けたことで、誰も責任を取らない国になってしまった。
• チェルノビルと福島の⽐較1)
ウクライナの⼈があの原発事故が⼈類にとって意味があると堂々と主張している。⽇本からの訪問者に「チェルノブイリは哲学的問題だと思う」と⾔っている。
福島の⽅は、話を聞けば聞くほど⼩さな話になり、「いわきと双葉群の間もいろいろ⼤変でさ」とか「いわき⾃体がそもそも⼀枚岩じゃないからさ」みたいな地元話になる。
• 英国における放射性廃棄物処分場の⽴地2)
英国では、放射性廃棄物処分の権限を地⽅に移⾏する過程にある。そのテストケースとして認可されたのが、Kings Cliffeの処分場である。この処分場は危険物を受け⼊れてきた処分場であったが、新たに放射性廃棄物を受け⼊れる決断を地⽅に委ねることになった。
この地域では国の⼤⾂や役⼈ではなく、地⽅のコミュニティーに決定することを許可する
国の地⽅主導への転換を⽰すテストケースとなった。
出典: 1) 猪瀬 直樹 (著), 東 浩紀 (著) 正義について考えよう、 2015
2) Kings Cliffe: Radioactive waste disposal approved, BBC News, May 201114

口

資料 2-6

平成 29 年 10 月 27 日
RI 協会

大越 実

ICRP と IAEA における免除に関する規準の異同について
1. 両機関における免除に関する検討経緯
ICRP Publ. 46 「放射性固体廃棄物処分に関する放射線防護の諸原則」(1985 年)1) – 線源あるいは廃棄物を管理の対象から外すための個人線量と集団線量を提示
 Publ. 60「国際放射線防護委員会の 1990 年勧告」(1991 年) 2)– 免除と除外の概念とその判断根拠となる考え方を提案
 Publ. 64「潜在被ばくの防護：概念的枠組み」(1992 年) 3) – 免除を判断するための具体的な線量規準を提示 Publ. 82「長期被ばく状況における公衆の防護」 (1999 年) 4)– 1990 年勧告で示した免除の基本的考え方を再掲
 Publ. 103「国際放射線防護委員会の 2007 年勧告」 (2007 年) 5)– 1990 年勧告の改訂版。

防護行動過程（procedures）に基づいて行為と介入に分類した従来の体系から，計画／現存／
緊急時という 3 つの被ばく状況（situations）に基づく体系に変更した。
 Publ. 104「放射線防護の管理方策の適用範囲」 (2007 年) 6)– 1990 年勧告に基づき，除外，免除（クリアランスを含む）の概念，根拠，各被ばく状況への適用する際の考え方を説明
IAEA
 SS No.89 「 規 制 管 理 か ら の 放 射 線 源 と 行 為 の 免 除 の た め の 原 則 」 (1988 年 )7)–

OECD/NEA と合同で免除の目的から低いと理解される典型的な個人のリスクレベルと，これに対応する個人線量を提示
 SS No.115「電離放射線に対する防護と放射線源の安全性のための国際基本安全基準」(1996 年) 8)– 1990 年勧告に基づき，免除の定義を導入。EC の検討結果（ＲＰ-659)）に基づく免除量（放射能量と放射能濃度）を導入
 No. GSR Part 3「放射線防護と放射線源の安全性：国際基本安全基準」 (2014 年) 10)–

2007 年勧告に基づき，SS No.115 を見直し。安全指針 RS-G-1.7 で提案されたクリアランスレ
ベルの取り入れ2. 免除の定義
IAEA と ICRP による免除(Exemption)の現在の定義は，以下のとおりである。

IAEA
IAEA： 安全用語集 2007 年版
線源又は行為による被ばく(潜在被ばくを含む)があまりにも小さくて，規制上の管理の適用を正当化しないか，あるいは実際の線量又はリスクの実際のレベルに関係なく，これが防護のための最適な選択肢であることに基づき，ある線源又は行為が，規制上の管理の一部又はすべての側面に従う必要がないとする，規制当局による決定

ICRP
Publ.103 用語集
ある線源又は放射線を伴う業務上の活動は，規制管理の一部又はすべての面に従う必要がないとする，規制機関による決定
IAEA と ICRP による免除の定義の大きな相違点としては，IAEA の定義に免除のための根拠が含まれていることを除くと，IAEA の免除の対象に潜在被ばく aが明示されている点である。潜在被ばくの免除について，ICRP は， Publ. ６４3) において以下のように述べており，潜在被ばくが免除の対象になり得るとはしているが，免除の規準は通常被ばく bとは異なるとしている。

Publ. 64(87) 規制体系からの潜在被ぱくの免除に関しては，これと類似した根拠 cはない。しかし，ある
シナリオまたは事象シーケンスを潜在被ばく状況に関連したリスクのそれ以上の考察から除外してよいという論理の根拠は，以下の事項に対してのこのようなシナリオあるいは事象シーケ
ンスがもつ意味合いに焦点を合わせてよいかもしれない:(a) 正当化の原則を基礎とした，行為の容認可能性(b) 最適化の原則を基礎とした，選択された安全選択肢の容認可能性(c) 個人リスクの制限の原則を基礎とした，結果としての個人リスクの容認可能性，および(d) 支配的なリスクを構成する影響のほうによりよく焦点を当てるため，評価の初期の段階で無視することのできる，影響の小さな期待値の容認可能性。
(88) 免除規準の使用は，推定確率のもっと低い事象シーケンスは起こり得ないことを意味するものではなく，潜在被ばくに対する防護体系を実行するさいにそれらを考慮することは可能でもなく，また意味もないということを意味しているにすぎない。

a確実に生じるとは予想できないが，線源の事故又は機器の故障及び操作上の過失を含む確率的性質を持つ単一事

象又は一連の事象により生じるおそれのある被ばく。
（Publ.103 用語集）
b通常被ぼくは，発生が合理的に期待できるものである。言い換えると，その被ぱくが，いつ起こるかは別として，
1 か 1 に近い確率で起こることが予言される。この通常被ばくには，意図されていない高確率・低影響の事象からの被ばくと，計画的に行われる操業による被ぱくの両方を含んでいる。
c86 項；免除の根拠は，線源が小さな個人線量(1 年あたり 10μSv のオーダー)しか与えず，防護が最適化されていることである。すなわち，規制条項によって，線量低減がわずかしか，あるいはまったく改善されないということである。(もし，集団線量が小さく，たとえば 1 年あたり 1manSv のオーダーであれば，防護は最適化されているとみなされることが多い。)

3. 免除の一般原則
IAEA と ICRP が提示している免除を行うための一般原則（根拠）を以下に示す。
IAEA
GSR Part 3 付則 I.1
行為あるいは行為の中の線源をこの基準の一部あるいは全ての要件から免除するための一
般的な規準は，次の通り。
(a) 免除のための一般的な規準を満たすことの失敗につながりうる状況が発生しそうもなく，行為あるいは行為の中の線源から生じる放射線リスクが規制管理を是認しないほど低いこと。
(b) 行為あるいは線源の規制管理がまったく正味の便益をもたらさず，規制管理のためのいかなる合理的な手段も個人線量あるいは健康リスクの低減の観点から価値のある収益を達成しそうもないこと。

ICRP.
Publ. 60(287) 線源あるいは環境の状況を規制上の管理から免除する根拠は２つある。１つは，平常および事故の状態のいずれにおいても，その線源が小さな個人線量および集団線量しかもたらさないことである。もう１つは，どのような合理的な管理手段も，個人線量および集団線量の有意な低減を達成することができないことである。
IAEA が提示している免除の一般原則は，(a)は「合理的に想定されるすべての状況（規準を満足できないような失敗的状況を含む）において線量がとるに足らないものであること」，(b)は「放射線防護が最適化されていること」と要約できる。一方，ICRP が提示している二つの根拠のうち，前者は「平常時と事故時の双方において線量がとるに足らないものであること」，後者は「放射線防護が最適化されていること」と要約できる。したがって，IAEA と ICRP の免除に関する一般原則と根拠は，両者は本質的に同一であると考えられる 11)。
なお，Publ. 60 では，免除の対象が「線源あるいは環境の状況」となっているが，1.で示したように，
Publ. 103 の免除の定義では，線源又は業務上の活動が対象になっており，IAEA の免除の対象である
線源又は行為と同一である。「環境の状況」が意味するところについては，山本は，「既に存在する被ば
くのネットワークに言及するものであるようである。」としている 11)。
4. 免除のための線量規準
3.で述べた免除の一般原則(根拠)に基づき，免除を判断するための具体的な線量規準を IAEA とICRP は，それぞれ，以下のように提示している。
IAEA は，行為あるいは線源を免除するための線量規準として，以下に示す値を提示している（IAEA
付則Ⅰ Ⅰ.2 項参照）。
1） 合理的に予測可能なすべての状況： 実効線量が 1 年で 10 μSv オーダーあるいはそれ以下
2） 発生確率の低いシナリオ： 実効線量が 1 年で 1 mSv を超えないこと

IAEA 付則Ⅰ Ⅰ.2 項
合理的に予測可能なすべての状況において，いかなる個人（通常は安全評価に基づいて検討される）が免除された行為あるいは行為の中の免除された線源から受けると考えられる実効線量が 1 年で 10 μSv オーダーあるいはそれ以下であるならば，パラグラフ I.1.にあるように，行為あるいは行為の中の線源は，さらなる考慮なしにこの基準の一部あるいは全ての要件から免除されるかもしれない。発生確率の低いシナリオを考慮するために，異なる規準を用いることができる。すなわち，そのような発生確率の低いシナリオでいかなる個人が受けると考えられる
実効線量が 1 年で 1 mSv を超えないことである。
一方，ICRP は，免除に関する線量規準を以下のように提示している。
ICRP Publ.64(86) 通常被ばくの場合，行為は正当化されているが規制条項は不必要であることが明確なときには，ほとんどの規制体系は，その規制体系からの免除を認める条項を含んでいる。免除の根拠は，線源が小さな個人線量（1 年あたり 10μSv のオーダー）しか与えず，防護が最適化されていることである。すなわち，規制条項によって，線量低減がわずかしか，あるいはまったく改善されないということである。（もし，集団線量が小さく，例えば 1 年あたり 1man･Sv のオーダ
ーであれば，防護は最適化されているとみなされることが多い）。
しかしながら，ICRP は，上記の考え方を Publ. 104 において若干修正しており（以下の 197 項参照），
約 10μSv/年という個人の実効線量基準は免除を行う際に絶対的な規準として使用することに対して批判的な立場をとっている。ただし，10μSv/年に代わる線量規準については提案していない。

Publ. 104
(197) 約 10μSv/年という個人の実効線量基準は，免除の目的に対して，人工の放射線源を含む計画被ばく状況における更なる検討のないまま，歴史的に（そして広汎に）用いられてきた。委員会は異なる値を提案するわけではないが，これが免除を認める唯一の判断基準ではないことを注記しておく。免除の目的のための個人における低リスク原則は 10μSv/年という単一の値を暗に意味する，という歴史的な（どことなく教義的な）考えはなくすべきである。自然起源の放射性核種を含んでいる物質に関して，国の当局は，免除が規制上の最適な選択肢であることと矛盾しない，免除の目的での放射能濃度を確立するであろう。
また，ICRP は，NORM による被ばくについては，10μSv/年以外の線量規準が必要であるとも述べている。具体的には，本資料の 5.で述べる。
Publ. 104(73) (前略)けれども，10μSv/年という判断基準が人工線源の免除に広く適用されており，この目的での受入れが認められるが，NORM による被ばくについては，異なる根拠で判断基準を確立する必要があると，委員会は注記しておく。

一方，集団線量については，Publ. 64 時点では，免除が最適化された防護手段であることを示すた
めの判断規準として提案されていた。現在，IAEA は，免除の判断規準として集団線量を提示していない
が，IAEA も，Safety Series No.897）においては，1 年間の規制されない行為により預託される集団線量が約 1 man･Sv 未満であれば，予想される損害は，他の選択肢を詳細に検討しなくても免除を認めるのに十分低いと判断するための規準として提唱されていた。その後，IAEA は Safety Series No.1158）では，数値的な規準を示さず，集団的な放射線影響が十分低いことが免除の一つの要件としていた。
現時点においては，ICRP も，Publ. 104 において，以下に示すように，免除目的での集団線量の評
価は通常不要であるとの考えを示している。
（77） （前略） 委員会は，一般には個人線量が制限因子であり，大部分の状況では，免除目
的での集団線量の使用を止めることができるであろうと考える。
5. 自然起源の放射性物質の免除
IAEA は，自然起源の放射性物質による被ばくは，通常，現存被ばく状況 dとして扱っている。ただし，以下の条件に合致する被ばくは計画被ばく状況 eとして扱うとしている。
3.1. 計画被ばく状況に関する要件は，以下の行為に対して適用する。
(f) 放射性物質による被ばくを伴う原料の採鉱と処理
3.4. 自然線源による被ばくは，一般的に，現存被ばく状況と考えられており，5 章の要件の対象である。しかしながら，計画被ばく状況に関する 3 章の関連する要件を以下の被ばくには適用する。
(a) 物質中のウラン又はトリウムの崩壊系列中のどの放射性核種の濃度も 1 Bq/g を超え，あるいは，40K の放射能濃度が 10 Bq/g を超える場合のパラグラフ 3.1 物質による被ばく 17
17 食物，餌，飲料水，農業用肥料と土壌改良剤物質中の自然起源放射性核種，建築材料並びに環境中に残留している放射性核種による被ばく状況は，関係する放射性核種の放射能濃度の如何にかかわらず，現存被ばくとして扱われる

自然起源の放射性物質に対する免除については，計画被ばく状況に該当する物質に対しては適用されるが，現存被ばく状況に該当する物質に対しては，適用されないとしている。
なお，ここで提案されているウラン，トリウム及びカリウムに対する濃度基準は，IAEA RS-G-1.712) とその下位文書である SRS No.4413)おいて，除外 fの考え方に基づき設定された値である。具体的には，d

自然バックグラウンド放射線や ICRP 勧告の範囲外で実施されていた過去の行為の残留物などを含む，管理に関する決定をしなければならない時点で既に存在する状況。（Publ.103 用語集）
e 廃止措置，放射性廃棄物の処分，及び以前の占有地の復旧を含む，線源の計画的操業を伴う日常的状況。操業中の行為は計画被ばく状況である。
（Publ.103 用語集）
f規制管理の手段の適用範囲から，ある特別の被ばくカテゴリーを故意に除外すること。
（Publ.103 用語集）

UNSCEAR の 2000 年報告書 14)に示された自然起源の放射性核種の濃度の世界的な分布を考慮して導出されたものである。これらのレベルを使用しても，個人の線量は年間で約 1mSv を超えそうにない，としている。ただし，ラドンの放散と，大量の汚染水による経路がある状況を除く。この状況でどれくらいの線量になるかは，個々の事例ごとに評価しなければわからない，としている。
1.4 項の注釈６０60 自然起源の放射性核種であるウラン崩壊系列又はトリウム崩壊系列の放射性核種を 1Bq/g未満の濃度で，40K を 10Bq/g 未満の濃度で含んでいる材料は，GSR Part3 に規定された計画
被ばく状況に対する要件を受けない。したがって，安全基準の要件からの免除の概念は，このような材料に対しては適用されない。
また，自然起源の放射性物質を免除する際の判断基準として，以下の線量規準を提示している。
GSR Part3 付則Ⅰ
1.4 自然起源の放射性核種に関しては，大量物質の免除は，自然放射線のバックグラウンド
レベルによる代表的な被ばくに相当する年当たり 1mSv のオーダー線量規準を使用して，ケー
スバイケースで考慮する必要がある。
ICRP も，同様に，自然起源の放射性物質を免除する際の線量規準として 1mSv/年を提示している。

Publ. 104
(140) (前略)したがって，NORM 産業から最も高い線量を受ける個人は，公衆の構成員よりむしろ作業者であるという傾向がある。これは，もし線量に基づいてそのような活動の規制免除を考慮する場合，作業者が受ける線量が重要であることを意味している。作業者が受ける線量が，委員会による公衆の線量限度である 1mSv/年を超えないなら，これは NORM による被ばくに関わる状況を規制から免除する判断基準として適切であるといえるかもしれない。
ただし，自然起源の放射性物質による被ばくであっても，より管理が容易な被ばく，具体的には，ウラン採掘活動を除く原子力産業での自然放射性核種による被ばくについては，1mSv/年よりも低い線量規準を使うべきではないかという考えを本文書に対するコメントを引用する形で示している。ただし，具体的な代替となる線量規準は示していない。

Publ. 104(141) したがって，NORM 産業に対する規制免除（または，場合によっては規制除外）は，約
1mSv/年の個人の線量規準で扱うこともありうる（ラドンによる被ばくは別途扱うために除く。7.4
節参照）。1mSv/年以上の被ばく状況の免除は，特に単純で管理しやすい代替手段が利用可
能であるときには，正当化されるとは思えない，ということが指摘されている。そのうえ，ウラン
採掘作業の背後にある，原子力産業で使用されている自然起源核種を含む物質に関わる被ばく状況は，NORM 産業より比較的管理しやすい。したがって，ウラン採掘活動を除く原子力産
業での自然放射性核種に対しては，NORM 産業に用いる免除の判断基準よりも，もっと低い判断基準を用いることが可能かもしれない〔Landfermann, 2006〕。
6. クリアランス
免除の類似の概念としてクリアランスがあり，クリアランスについて，ICRP は Publ. 1046)において以下のように述べている。

Publ. 104
(88) 免除の概念は，特定の被ばく状況を規制すべきかどうかの事前の判断に広く用いられてきたが，おそらく，この概念は，事後的にも用いることが可能であると考えられる。すなわち，すでに規制要件の対象になっているが，規制の継続が是認されないような状況についても，免除を検討できる可能性がある。このような事後的な免除のプロセスを説明するものとして，国際的な「クリアランス」という用語が使用されている。すなわち，クリアランスは，国際基準において，「認可された行為の範囲内における放射性物質や放射性の物品を，国の当局による以後の管理の対象から外すこと」と定義されている。
(89) 図 4.2 は，除外，免除，クリアランスのシステムが実際にどのように機能することが予想されるかを簡単に説明したものである。
向

d/

除外

\

↓

リ

ク

<-

規制上の管理除外

計画被ばく状況に関わる
規 制領域

除外

除外される被ばくは、除外すべき被ばくの条件が規制によって定められている （どのような被ば
くが管理になじまないか明記される ）という 意味で、規制されている。免除される被ば くは、たとえ規制上の管理手順の一部を免除されるにしても、すでに規制管理の範囲内に含まれている c

図4.
2 被ばく状況の規制 (ICRPPubl.104)

本図から明らかなように，ICRP の考え方によれば，クリアランスの対象となる物は，計画被ばく状況
下にある物であり，現存被ばく状況下にあるような自然起源の放射性物質を含んだ物は対象になっていない。IAEA の考え方に従えば，本資料の 5．で述べたように，「物質中のウラン又はトリウムの崩壊系列
中のどの放射性核種の濃度も 1 Bq/g を超え，あるいは，40K の放射能濃度が 10 Bq/g を超える場合」
であれば，計画被ばくの対象となることから，クリアランスの対象にもなることになる。ただし，食物等の濃度の如何によらず現存被ばくの対象となる物質は対象外である。

なお，一旦計画被ばく状況下に置かれて，規制管理の対象となった物をクリアランスする際の判断基
準（クリアランスレベル）は，以下の表のとおりである 12)。
表１ 天然起源の放射性核種の放射能濃度値(4.2 項参照)
放射性核種
40

K

上記以外の天然に存在する放射性核種

放射能濃度 (Bq/g)

10
1

IAEA は，クリアランスに関する安全指針（RS-G-1.7）12) の改訂版を作成することを検討しており，
2016 年 11 月に開催された第 42 回廃棄物安全基準委員会（WASSC）会合において，改訂版の作成方
針案（DPP DS499 と DS500）が審議されている。これらの方針案によると，RS-G-1.7 を改定して，以下の 2 つの文書を作成するとしている。
DS499；Application of the Concept of Exemption Including Criteria for Trade in Contaminated
Commodities
DS500；Application of the Clearance Concept (Part of Revision of RS-G-1.7)
現時点においては，両文書の骨子しか明らかになっていないが，自然放射性核種を含んだ物に関する事項としては， DS499 において，規制管理の対象範囲を決定するための多量の自然起源放射性核種の放射能濃度の妥当性を再確認するとしている。
 DS500 において，自然起源の放射性核種を含む建築材料に対する要件が検討対象となっている。
これらの文書の発行予定時期は，2022 年が予定されている。
7. まとめ
免除の定義，免除を行う際の一般原則，線量規準に加え，自然起源の放射性物質に対して免除を行う際の考え方について，ICRP と IAEA の異同を取りまとめた。
IAEA は，加盟国に対する放射性防護基準を提案するにあたり，ICRP の放射線防護の考え方（勧告）を尊重し，基準に取り入れるべく努力をしている。しかしながら，ICRP の放射線防護の考え方は，理念的な場合も多く，実際の放射線防護の現場に適用するに当たっては，具体化が必要な場合がある。
免除についても同様であり，IAEA は，実際の放射線防護の現場で統一的に免除の概念を適用できるよ
うに，詳細化・具体化を試みている。これにより，ICRP と IAEA の免除の考え方，規準等に違いが生じているものと考える。
なお，現在，ICRP の第４委員会の下に設けられたタスクグループ 76 において NORM に関する検討が行われており，計画では，近々にも報告書案がまとまる予定である。タスクグループ 76 は，NORM を利用する工業プロセスでの高められた被ばくに対する放射線防護に ICRP の新勧告（Publ. 103）を適用するための報告書を作成することを目的としている。本報告書で，免除が取り扱われるか否かについての情報はないが，注視しておく必要があると考える。

参考文献
1) International Commission on Radiological Protection, Radiation Protection Principles for the
Disposal of Solid Radioactive Waste, ICRP Publication 46, Annals of the ICRP，15(4) (1985).
2) International Commission on Radiological Protection, The 1990 Recommendations of theInternational Commission on Radiological Protection, ICRP Publication 60, Annals of the ICRP 21(1-3) (1991).
3) International Commission on Radiological Protection, Protection from potential exposure: aconceptual framework, ICRP Publication 64, Annals of the ICRP 23 (1) (1993).
4) International Commission on Radiological Protection, Protection of the public in situations ofprolonged radiation exposure, ICRP Publication 82, Annals of the ICRP 29 (1-2) (1999).
5) International Commission on Radiological Protection, The 2007 Recommendations of theInternational Commission on Radiological Protection, ICRP Publication 103, Annals of the ICRP
37(2-4) （2007）.
6) International Commission on Radiological Protection, Scope of radiological protection control
measures, ICRP Publication 104, Annals of the ICRP, 37 (5) (2007).
7) International Atomic Energy Agency, Principles for the exemption of radiation sources andpractices from regulatory control, IAEA Safety Series 89 (1988).
8) International Atomic Energy Agency, International basic safety standards for protection against
ionizing radiation and for the safety of radiation sources, IAEA Safety Series No. 115 (1996).
9) Commission of the European Communities, Principles and Methods for Establishing
Concentrations and Quantities (Exemption values) Below which Reporting is not Required in theEuropean Directive, Radiation Protection 65 (1993).
10) International Atomic Energy Agency, Radiation protection and safety of radiation sources:
International Basic Safety Standards, IAEA General Safety Requirements Part 3 (2014).
11) 山本英明, 「除外と免除」概説－概念及び議論の現況－, 保健物理, 38(4), 318-326(2003).
12） International Atomic Energy Agency, Application of the concepts of exclusion, exemption andclearance, IAEA Safety Guide RS-G-1.7 (2004).
13) International Atomic Energy Agency, Derivation of activity concentration values for exclusion,
exemption and clearance, IAEA Safety Report Series No. 44 (2005).
14) UNITED NATIONS, Sources and effects of ionizing radiation (Report to the General Assembly),
Vols 1 and 2, Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR), UN, New York(2000).

資料 3-1

2018 年 1 月 16 日
第 3 回自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
議事次第

1. 出席委員確認と自己紹介（新規オブザーバー）

13:00～13:05

2. 前回議事録確認13:05～13:10（資料 3-2）
3. 本日の議事説明（主査）

13:10～13:20（本資料及び資料 3-3）
4. 環境分野における安全基準とリスク管理について（福島医大 村上 准教授）

13:20～14:40（資料 3-4）
5. 自然放射性核種を含む廃棄物に関するこれまでの取組経緯（齋藤委員）

14:40～15:10（資料 3-5）
6. 我が国における NORM の利用実態と規制に関する検討状況（米原委員）

15:10～15:40（資料 3-6）
7. 自然放射性物質濃度の変動について（岩岡 委員）

15:40～16:10（資料 3-7）
8. 自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する本研究会から必要な提言について 16:10～16:45
・ICRP TG-97 に関する話題（本日の議論の参考として）（資料 3-8）
・本日の報告に関する議論 （全出席者）
9. 次回以降の研究会予定について （主査）
（資料 3-9）

16:45～17:00

第回自然放射性核種を含む廃棄物の3
放射線防護に関する専門研究会

2018 年1 月16日
資料3‑
4

環境分野における安全基準とリスク管理について
福島県立医科大学医学部
健康リスクコミュニケーション学講座
准教授村上道夫
1

自由主義とパターナリズム◆ 自由主義（ J.S.ミル（ 1859 ）「自由論」など）
成人であれば、他者に危害を与えない限りは、どのような思想を持とうとも、どこに行こうとも、どのような職業に就こうとも、どのような行為をしようとも自由である。
◆パターナリズム（父親的温情主義）
当人の利益のために、当人の意志にかかわらず、当人の行動に干渉すること。
ソフトパターナリズム
当人に判断力がないか、自発的な行為を行っていない場合にのみ介入が正当化される。
● ハードパターナリズム
当人に判断力があり、自発的に行為しているときでも介入が正当化される場合があるとする。
4●

伊勢田ら編（ 2013 ）科学技術をよく考える．名古屋大学出版会．

￨

米国人から見た日本の習慣

1「日系アメリカ人は、新年に 仁コ"を焼き、のりで巻いて食べる習慣がある。 仁ゴ というのは、米を蒸して丸い形にした柔らかく粘り気のあるもので、日本の正月のごちそうである。 2003年、アメリカでは新年の休暇中にこの仁ゴ をのどに詰まらせて 56 人の高齢者が死亡し、 125人が入院、 12人が昏睡状態に陥った。毎年、正月を祝う
大 勢 の 人 が''D''をのどに詰まらせるが、死亡するのはたいてい高齢者である。

1965年以降に 亡コ"を食べて窒息死した人 1601 人＋
毎 年 2800 人以上が窒息死している。
そのうち約 300人 r
M
Y I
が原因で、
3
その多くは歳以下の子どもである。」

5

マイケル・ラルゴ（ 2012）「図読死因百科」紀伊國凰書店

食品による窒息事故死頻度（日本）1

食品名

1億口あたりの窒息事故死頻度

餅
飴類
こんにゃく入りミニカップゼリー

パン
肉類
魚介類
果実類
米飯類

6.8~7.6
1.0~2.7
0.16~0.33
0.11~0.25
0.074~0.15
0.055~0.11
0.053~0.11
0.046~0.093
6

食品安全委員会 https://www.fsc.go.jp/senmon/sonota/chirashi_chissoku_jiko.pdf

1

基準とレギュラトリーサイエンス
1章：消費期限と賞味期限
2章 食 文 化
3章：水道水4章：放射性物質
5章：古典的な決め方
6章：大気汚染7章：原発事故「避難と除染」 環 境
8章：生態系保全
9章：危険物からの距離｝事故
10章：交通安全

基準値の／からくり踪芦｝洒 IO
I嘔柱轡胃'
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［
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食
物

小野町
J
j
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ぷ古翌＆雰関和O ,fi,e~

品芸が芸品り忠り」
講談社ブルーバックス、 2014 年◆基準値の根拠を知ることは、この世界の意思決定の仕組みを知ること◆基準値の根拠を質問したり、説明したり、対話すること
7
はリスクコミュニケーションの本質

本日の内容

1

1. 放射線防護における安全基準
2. 環境分野における安全基準1）化学物質2）PM2.5
3）一般公衆と職業人

3 ．ご質問への回答（補足）※水道水質基準は法的拘束力あり、
環境基準は目標基準
8

放射線防護分野
における安全基準
9

放射線のリスクの考え方￨

放射線のリスクはどのように考えるか？
◆確定的影響高線量被ばくによる悪影響。閾（しきい）線量を超えると損害が生じる。放射線被ばくでは1% の人が発症するレベルをしきい線量と見なしている。
例：男性の一時的不妊 ⇒約 100mSv◆確率的影響低線量被ばくでもがんが確率的に生じると考える。

10
ICRP (2007) ICRP Publication 103.

1￨
ICRP (2007) ICRP Publication 103.

40%

約

がんによって死亡する人の割合

LNT の考え方
30%+0.5%?

+1%

+1.5%

200

300

30%

20%

10%

0%
0

100

400

放射線の被ばく量（ mSv ）ICRP1958 年勧告「白血病誘発には閾値があると仮定する考えもあるが、 最も控えめな方法としては、閾値も回復もない、その頻度は蓄積線量に比例するであろう、と仮定する」
100mSv 以下では、本当にがんが増加するかはよくわから
11
ないが、がんが増加すると想定して対策を打つ。

放射線防護分野の基準
急性または年間の線量mSv

100 A•-----￨

確定的影響（男性の一次的不妊など）や発がんの明確な増加

緊急時被ばく状況
不足または悪意の行為から発生された予期せぬ状況

20

I ~---- — 避難の基準、職業被ばくの基準,
現存被ばく状況

英国学士院の受け入緊急事態が収束し安定した後、 れられるリスク10-3/ 年
長期被ばくに対して適切な管理をする状況

1 l ~---- —除染などの最終目標、公衆被ばくの基準

計画被ばく状況.

平時の被ばく状況
12

ICRP (1991) ICRP Publication 60.

ICRP (2007) ICRP Publication 103.

/
1990
r-;1置訊閉伍Dt=J==~1fimm~公衆被ばく①「受け入れられるリスクレベルと比較する」
5mSv/ 年を被ばくし続けても、年間死亡率の変化は非常に小さい②「自然放射線からの被ばく量の変動から判断する」
ラドンを除けば、自然放射線からの被ばく量は1mSv/ 年で、地域
2
1mSv/ 年）によっては少なくともその倍（つまり、差が⇒公衆被ばくの線量限度を1mSv/ 年とする
職業被ばく

• 18歳から 50mSv/ 年を被ばくし続けると、 55歳で年齢別
死亡リスクが10-3 に達する
• 65歳までの年齢別死亡リスクが10-3を超えないのは
20mSv/ 年以下⇒職業被ばくの線量限度が20mSv/ 年に改められる

13
ICRP (1991) ICRP Publication 60.

英国学士院による容認リスク（ 1983年）￨① 特殊な状況を除いて（米国大統領の暗殺リスク年間 2%、）
自発的なスポーツ活動、プロのスタントといった危険な状
況では、年間死亡リスクは3 X 10-3~6 X 10-3
② 1~20 歳（男）での年間死亡リスクは 10-3未満③ 危険な職種（採石、鉱山、建設など）の年間死亡リスクは

1 X 10-4~3 X 10-4④ 製造業の年間死亡リスクは3 X 10-5
年間 死亡率10-2 は容認できないが、 10-3 の場合は、◆その個人が状況について知っている◆ リスクに匹敵する恩恵を受けている◆ リスク低減のための手段が講じられているならば、 全く容認できないとはいえない 。
パターナリズム、自由と安全、倫理
The Royal Society Risk assessment (1983) Reports of a Royal Society study group.

14環境分野における安全基準
15

閾値ありの化学物質の基準の決め方

16

[
l
r
j
1
、
J
E
置1
巧ー冴‑、I.al
ーなし‑‑‑‑‑‑‑‑‑‑‑‑ (あ毒性」

r なし—-' りII
慢性一発がん性一※一般に、病原性微生物の感染は、急性毒性だが、閾値ありではなく、閾値なしとして（確率的、リスク的に）考えて管理する

ハザード比 =

一日用量
耐容一日摂取量17

冊控凶

閾値の有無と用量反応関係◆閾値のある場合（一般に）ある用量以下なら悪影響は生じ
1ないと考える（ハザード比こでリスクあり）

NOAEL は毒性が観察されなかった量。
無毒性量という日本語は誤訳。

I
No Observed
Adverse EffectLevel (NOAEL)

100

用量
耐容一日摂取量冊控凶◆閾値のない場合

一
一
一
一
り
あ

遺伝子
損傷 一

閾値なし

ーありー

※用量：有害物質の投与量
反応率：影響が生じる確率

リスク = 傾き X 用量
どんなに低用量でも、悪影響を及ぼす確率はゼロではない
18

用量

n 1 h i u◆人や動物の糞便や、肥料などに含まれる◆乳幼児が短期間にある一定量以上摂取すると、メトヘモ
グロビン血症を起こす
水道水質基準値の根拠：
米国の各州でのメトヘモグロビン血症の事例数と飲み水中の硝酸態窒素濃度に関する疫学調査（ Walton, 1951）
10mg/L 以下・・・報告事例なし
11mg/L 以上・・・報告事例あり（全部で214事例）⇒基準値は10mg/L
いくつかある注意事項：
1 ．数字に正確さが欠ける（数か月してから測定した例も）
2 ．報告事例がないからといって起きないとは限らない
3 ．このように管理して安全性が確保されてきたという実績
19
http://www.mhlw.go.jp/topics/bukyoku/kenkou/suido/kijun/konkyo.html

1
閾値ありの慢性毒性の例（）〜セレン‑◆電子製品、テレビカメラ、太陽電池などに使われる。
◆長期間曝露で、肝臓などに悪影響が生じる。
く水道水質基準値の算定方法＞

1
毒性が観察されなかった平均日摂取量0.004mg/kg体 重/日

⇔ 調
は
翌9
142

体重＝ 50kg 、水道水摂取量＝ 2L/ 日、水道水からの寄与率＝ 10% と仮定

50

．
一
．

0.1

x

0.004

x

⇒水道水質基準値は

2 = 0.01mg/L
20

http://www.mhlw.go.jp/topics/bukyoku/kenkou/suido/kijun/konkyo.html

rmr~•m~閂覇n
圃塁匹咽門:
日I
2◆殺虫剤、ワックス樹脂、農薬原料などに使われる。
◆発がん性がある（遺伝子損傷なし）。
く水道水質基準値の算定方法＞

1
毒性が観察されなかった平均日摂取量
ラットヘの0.71 mg/kg体 重/日￠:J投与実験から=

体重＝ 50kg 、水道水摂取量＝ 2L/ 日、水道水からの寄与率＝ 10% 、不確実性係数1000 （種間差 10 X個体差 10 X
短期試験10 ）と仮定

x

0.71

x

⇒水道水質基準値は

0.1 50 ‑2 ‑1000 = 0.002mg/L
■

■

■

■

21

http://www.mhlw.go.jp/topics/bukyoku/kenkou/suido/kijun/konkyo.html

閾値ありの基準値の特徴￨◆不確実性係数の設定次第で、基準値は大きく異なる（特に、疫学研究がない場合）。
◆限られたデータの中で、毒性が観察されなかっ)た値(NOAEL: No Observed Adverse Effect Level、あるいは最小の値（ LOAEL: Lowest Observed
Adverse Effect Level ）から定められる。例え、ヒトのデータ（疫学研究）を用いたとしても、万人にとって本当に影響がないかどうか（ゼロリスクかどうか）は分からない。
◆一方、このような手法で安全管理を実施してきたのも事実である。

22

閾値なしの化学物質の基準の決め方

23

3
リスク管理の原則￨

i. ゼロリスク（的な管理）注）
ii. 受け入れられるリスクレベル
iii. 費用とのかねあい（広い意味でALARA (AsLow As Reasonably Achievable) を含む）

閾値（いきち・しきいち）なしの場合、ゼロリスクを前提とした管理はできない。 ⇒「受け入れられるリスクレベル」（例：避難や除染などの基準）または「費用とのかねあい」（例：飲食物中放射性物質の暫定規制値）で基準値を定める。
注）誤解されやすいが、閾値ありの場合でも、基準値はゼロリスクを担保しない。
24
中西（ 2014 ）原発事故と放射線のリスク学閾 値 な し の 例 （ ）2〜 大 気 中 ベ ン ゼ ン の 環 境 基 準 値
生涯発がんリスク+7.60%······•+0.001%
(
・
・
・
・
・
・・
.
.
.
.
.
.
.
.
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.
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.
.
.
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.
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.
+1.82%
10-5·······················•
↑

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＇＇
＇＇

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勺

工場での疫学
調査の結果自然に生じるがん

ベンゼンの生涯
1.4

3.3

L
.
.
.
.
.
.
y
‑
ノ

5400

10800 平均曝露濃度
(g/m
μ3)

大気中のベンゼンの環境基準値: 3 μg/m3◆ ([実質的に安全とみなすことができる］［当面の目標］の）受け入れられるリスクを生涯発がんリスク10-5 とする。
◆直線性を仮定して算定。
)◆実環境中のベンゼン濃度を考慮（幾何平均値 7.3 μg/m3。
中央環境審議会（ 1996 ）「今後の有害大気汚染物質対策のあり方について」（中間答申、第二次答申）,, 19-33.
中央環境審議会大気部会環境基準専門委員会（ 1997 ）大気環境学会誌特集号

1

25

環境中発がん性物質の基準の根拠◆ 環 境 分 野の発がん性物質の「受け入れられるリスク」は、一般に生涯発がんリスク10-4~10-6 （日本では、特に 10-5 ）が使われる（労働安全では生涯発がんリスク10-3 ）1958 年制定、 1996 年廃止）に◆ ルーツは、 デレニ一条項 （よる加工食品への発がん性物質全面使用禁止と、その後繰り返された裁判。
◆ 日本では、 1993 年の水道水質基準値の改訂で実質的に導入されたが、 10-5 は明示されなかった。
◆ 日本で、最初に明示的に導入されたのは、 1996 年中央
環境審議会「今後の有害大気汚染物質対策のあり方について」（中間答申、第二次答申）。
◆ 10-5 というのは、あくまで一つの物質の一媒体 （例：大気）に関する値。媒体がつあれば、
3
3 X 10-5 。100個化学物
26
質があれば10-3 。

￨

2 〜臭素酸
閾値なしの例（）◆水道水源に海水などの影響で臭素を含んでいるとき、
オゾン処理を施すと生成する◆動物実験で発がん性があることが分かっており、ヒトに対しても発がん性が疑われている
く水道水質基準値の算定方法＞

5
オスのラットをつのグループに分け、濃度の異なる臭素
酸を飲み水に混ぜて投与すると発がん率が増加
発がんリスク10-5 に相当する摂取量0.000357 mg/kg体 重/日
体重＝ 50kg 、水道水摂取量＝ 2L/ 日と仮定

0.000357 X 50．
一．

⇒水道水質基準値は

2 = 0.01mg/L

27

http://www.mhlw.go.jp/topics/bukyoku/kenkou/suido/kijun/konkyo.html

3
閾値なしの例（）〜ヒ素の水道水質基準（日本）‑◆ヒ素で汚染された井戸水を飲んで皮膚がんが増えた事
例が世界中で報告されている（自然由来）
生涯 10-5相当の値を設定、という方法はとられていない。

0.01mg/L という基準値が設定された際の説明：
1 ．発がん性のリスク評価にはかなりの不確実性がある
2 ．飲料水からヒ素を除去するのは現実的に困難⇒他の物質も不確実性はある（むしろヒ素はヒトの疫学研
究はたくさんあるという点では知見が蓄積されている ）現実的に達成できるかどうかという観点からの数字、と見る方が実態に近い
これで安全性を確保できるのだろうか？
とはいえ、守れない基準を設けても意味がない。
http://www.mhlw.go.jp/topics/bukyoku/kenkou/suido/kijun/konkyo.html

28

4
EPA）
閾値なしの例（）〜ヒ素の飲料水質基準（米国
1000

/

1
r
‑尺皿

母

800

盆

600

※割引率7%

400
200
00.003 0.005
0.01
0.02
飲料水中ヒ素の最大許容濃度（ mg/L ）◆0.05mg/L から規制強化にかかる費用と便益を算出◆費用：処理費用、運転管理費用、州政府費用◆便益：がんの削減に対する支払意思額（致死性： 610 万ド/
61 万ドル件）から算出/
ル件、非致死性：◆新基準値 0.01mg/L 導入正当化の根拠の一つ
29
EPA (2010) Arsenic in drinking water rule: Economic analysis.

PM2.5
関する基準の決め方

30

1

PM2.5 の大気環境基準￨◆粒 径2.5µm 以下の微小粒子状物質の総称◆車や工場から放出される粉塵、自然由来など◆呼吸器系疾患、循環器系疾患をもたらす◆大規模なコホート研究が行われている（米国 ⇒「ハーバード都市研究（約68000 人、 36 年追跡）」「全米が8 +ん協会研究（約 55 万人、年（フォローアップ）追跡」、日本⇒「三府県コホート研究（約 10 万人、 10 年（ +5 年）追跡）」）◆ 「閾値あり」を想定したが、 コホート研究によって、閾値がないか、あるとしてもとても低いことが明らかになった 。
◆疫学研究で差が観察されうるレベルに近い値を基準値に設定した「異例の基準」
31

PM2.5

市
都
ド

一

ー

‑6k己︳友邸μ困洲
ヽ
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1990

代究
年研

︑

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1
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4
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6

2010 年代追跡）
14~16 年

636
ハーバード都市研究（年追跡）
死因

1.4
1.3

．
‑
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‑
‑
‑
.
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‑
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．

1.2
1.1
1

0.9
0

5

10

15

20

25

30

PM2.5濃度（ µg/m3 ）* 年齢、性別、喫煙、学歴、 BMI で調整

10µg/m
PM2.5 のあ 3たりの相対リスク（ 95%信頼区間）

全原因（非事故）

1.14 (1.07-1.22)

循環器系疾患1.26 (1.14-1.40)

肺がん

1.37 (1.07-1.75)

慢性閉塞性肺疾患

1.17 (0.85-1.62)* 年齢、性別、時期、喫煙、学歴、 BMIで調整

PM2.5濃度と健康影響に関する相関は8µg/m3まで確認）
基準値の設定（ 1997 年⇒年間平均値15µg/m3
Dockery et al. (1993) N. Engl. J. Med. 329, 1753-1759.

i 基準値の更新（ 2012 年）⇒年間平均値12µg/m3

32
Lepeule et al. (2012) Environ. Health Perspect. 120, 965-970.

1

PM2.5疫学研究の結果と基準値（日本）

20 25

阪・都市一

15

•

互 ︱

T
9

市
都
城一
宮

1

象〇
対一
城—

1.5

岳~

2
宮
一
一
一
一

6k(︱萩邸
μ娯ミ茶据

2.5

￨

*性別、年齢、喫煙（状況、本数）、間接喫煙、野菜摂取量、
果実摂取量、室内暖房に木炭•練炭の使用で調整

0.5
0

5

10

30

35

PM2.5濃度（ µg/m3 ）く日本のデータから＞差が出るのは 27~31µg/m3 、誤差を考慮して 22~26µg/m3⇒20µg/m3 以上で健康影響がみられる
6 研究、全米がん協会研究）＞
く米国のデータから（ハーバード都市
16~18µg/m3 から死亡影響がみられる⇒年間平均値15µg/m3を環境基準に設定（ 2009 年）

33

Katanoda et al. (2011) J Epidemiol. 21, 132-143.

一般公衆と職業人

34

1

一般公衆と職業人の基準
項目

￨

基準値根拠

ゼ
ロ
リ
ス
ク
的
な
基
準
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
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‑
‑
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‑
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‑
‑
‑
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‑
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‑
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‑
‑
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‑
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‑
‑
‑
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‑
‑
‑
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‑
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‑
‑
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‑
‑
‑
‑
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‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
‑
硝酸態窒素およ 10mgN/L a 疫学研究、 NOAEL 、不確実係数なし
般び亜硝酸態窒素

0.01mg/L a 疫学研究、 NOAEL 、不確実係数なし
公0.002mg/L a 動物実験、 NOAEL 、不確実係数1000
四塩化炭素
衆
ホルムアルデヒド 0.08 mg/L a 動物実験、 NOAEL 、不確実係数1000
ホルムアルデヒド 0.9 mg/L b, * 動物実験、 NOAEL 、不確実係数100
15 μg/m3 c
PM2.5 （年平均）
疫学研究、 LOAEL 、不確実係数なし
0.1mg/m3 d 疫学研究、 NOAEL 、不確実係数なし
職セレン
31mg/m3 d 疫学研究、 NOAEL 、不確実係数なし
業四塩化炭素

セレン

人
アトラジン

2mg/m3 d

動物実験、 LOAEL 、不確実係数なし
動物実験、 NOAEL 、不確実係数10a 水道水質基準（日本） , b 飲料水水質ガイドライン第版（
3
WHO ）
,
c 微小粒子状物質に係る環境基準（日本） , d 日本産業衛生学会許容濃度（日本）
4 WHO ）ではホルムアルデヒドのガイドライン値は設定する*飲料水水質ガイドライン第版（
必要なしと判定されている
35
村上（ 2017 ）日本衛生学雑誌, 72(1), 32-37.

職業人と一般公衆の基準

￨

項目
基準値
根拠
受け入れられるリスクに基づく基準

年

生涯発がんリスク10-5相当
公 ベ ン ゼ ン 3 μg/m3 a
0.01mg/L b
衆臭素酸
生涯発がんリスク10-5相当
ラドンを除く自然線量の地域差
実効線量 1mSv/ c
生涯発がんリスク10-3
職 ベ ン ゼ ン 1ppm d
65 歳における年間死亡リスクが業 実 効 線 量 20mSv/ 年
c 10-35人（年間の平均）
を超えない
費用とのかねあいで決められた基準

公ヒ素

0.01mg/L

飲料水から除去することが現実

0.01mg/L e

的に困難であることなど
費用便益分析など-------------------------------------------------------------------------------------------------—ー・
b

衆

ヒ素

a 有害大気汚染物質（ベンゼン等）に係る環境基準, b 水道水質基準（日本） ,c ICRP Publication 60, d 作業環境評価基準管理濃度（日本） , e 飲料水基準（米国 EPA ）36
村上（ 2017 ）日本衛生学雑誌, 72(1), 32-37.

まとめに代えて（放射線防護と環境分野の比較）◆疫学研究と動物実験の扱い
疫学研究がある場合は疫学を優先。化学物質の毒性について動物実験しかない場合は、不確実性係数を考慮する。
◆閾値ありの扱い
放射線防護は発症 1% で定義、環境分野では不確実性係数などでマージンを取るが、どのくらいのリスクかは不明確。
◆閾値なしの扱い
放射線防護が包括的に管理するのに対し、化学物質では、ー物質一媒体ごとの管理である。 PM2.5 のように疫学研究で有意差が出る濃度に近い基準もある。未規制や未知の化学物質もあり、合計のリスクは不明。
37

38

￨

処分場の規制について￨

産業廃棄物等化学毒性のある物質の処分場に対する人間
侵入（故意の侵入及び処分場の存在が不明確になった後の開発等の行為）は評価上考慮されているのでしょうか？

最終処分場の維持管理基準：「囲いは、みだりに人が立ち入るのを防止することができるようにしておくこと」

39
https://www.env.go.jp/recycle/kosei_press/h980616a/h980616a-2.html. Thanks to Dr. Tetsuo Yasutaka (AIST).

処分場の規制について
化学的な毒物を含む処分場が満杯になり閉鎖された後の管理についてはどのようになされるのでしょうか（政府、地方自治体、地元住民の関与等）
処分場には「閉鎖」と「廃止」がある。
◆閉鎖：処分場への受け入れが終了し、今後の搬入がない状態。廃
棄物は安定せずに残っており、外部から入られないような管理が必要。
◆廃止：処分場の浸出水や地下の温度が一定の基準（埋め立て処分
場の廃止基準）を満たす状態になって、今後処分場以外の用途に土地を使えるようになった状態。

ただし、廃止をされた場合でも、自由に土地の形質変更が可能となると、廃棄物の発酵や分解が進行し、生活環境に支障を与えるおそれがあるので、土地の形質変更時には、
都道府県知事への届出が義務付けられている。
40

http://www.eic.or.jp/qa/?act=view&serial=31381; https://www.env.go.jp/recycle/misc/guide_wds/01.pdf.
Thanks to Dr. Tetsuo Yasutaka (AIST).

￨

化学物質の規制について￨

また自然界に存在する化学種に関しては井戸等からの接収状況の評価も加味しているようですが、どの様にして、全ての結果を総合判断して規制値を決定しているのか。
すべての化学物質の毒性を評価しているわけではない。
個々の物質に対応する。
ただし、農薬類などは個別の農薬ごとに検体値＋目標値1を算出し、 120 物質についての和が未満となるようにする（水質管理目標設定項目【※水道水質基準ではない】）。
閾値ありの場合はすべての媒体を加味する（水道水からの寄与は全体の 10%など）。一方、閾値のなしの場合は、一媒体ごとにリスク管理を行う（一般に生涯 10-5など）。
未規制や未知の化学物質もある。

41

化学物質の規制について
ウランに関してWHO と日本の飲料水基準の考え方に関して例示頂けますか。
日本の水道水質基準に放射性物質に関する項目はない。
2011 年事故後には、飲食物中放射性物質に関する暫定4
規制値、 2012 年月に新基準値が定められたが、これらは水道水質基準とは別の規制。
化学物質のウランおよびその化合物としては、水道水質基準ではなく、その下位にあたる水質管理目標設定項目（水質管理上留意すべき項目）として目標値 0.002mg/L（暫定）と設定。これは、 WHO の飲料水水質ガイドライン
2
WHO の飲料水水質ガイドライン（第 4（第版）に基づく。
版）ではガイドライン値 0.03mg/L （暫定）とされ、これは放42
射線毒性よりも支配的（優勢）。

￨暫定規制値（ Bq/kg ）とその根拠

￨

飲料水

牛乳・
乳製品

野菜類

穀類

魚介類

肉・卵・
乳幼児
その他用食品ョウ素 131300

300(100)*

2000**なし

2000***

なし

なし

セシウム134+137

200

200

500

500

500

500

なし

ウラン

20

20

100

100

100

100

20

1

1

10

10

10

10

1

プルトニウムおよび
超ウラン元素のアルファ核種* 100 Bq/kgを超えるものは、乳児用の粉ミルクや直接飲用に供する乳に使用しないように指導** 根菜、芋類を除く
4 5*** 2011 年3月 17 日の規制値では設定されていなかったが、月日に設定された

1. 原子力安全委員会「飲食物摂取制限に関する指標について」（ 1998 年）「原子力施設などの防災対策について」（ 1977 年、 2010 年最終改訂）

2. コーデックス委員会
Joint FAO/WHO Food Standard programme (2004)

143

ウラン指標値の算定方法（原子力安全委員会）◆緊急事態 における防護対策としての判断目安
1◆事故後年間の介入線量レベルをウランのみで実効線
量 5mSv （別に、ヨウ素：甲状腺等価線量50mSv/ 年、セシウム＋ストロンチウム：実効線量5mSv/ 年、プルトニウムおよび超ウラン元素のa核種：実効線量5mSv/ 年）◆ 「飲料水」、「牛乳・乳製品」、「野菜」、「穀類」、「肉・卵・魚介類・その他」の寄与率をそれぞれ1/5 と仮定◆近似的にすべての核種が234U とする（安全側）◆減衰は想定しない◆成人、幼児（歳）、乳児（歳未満）を考慮（摂取量と線量係数）51◆汚染されたものを50% 摂取すると仮定（希釈率）
ノ・︑） X寄与率介 入 線 量 （ mSv/ 年
指標値＝
（
）
Bq/kg
希釈率 x摂取量（ kg/ 日） X365 （日年/ ） X 線 量 係 数 （ mSv/Bq

成人： 68Bq/kg 、幼児： 62Bq/kg 、乳児： 21Bq/kg⇒指標値： 20Bq/kg
須賀・市川（ 2000 ）保健物理, 35(4), 449-466.

44

￨

1

ウラン指標値の算定方法（WHOの飲料水水質ガイドライン）￨◆平時の被ばくを想定◆飲料水由来の（ほぼ）全ての放射性核種の実効線量=0.1mSv/ 年◆成人のみを想定◆希釈率なし◆放射性核種ごとに指標値を算出し、検体濃度十ガイドラ
1
イン値の和が以下になるようにする
ガイドライン値＝
Bq/L

介入線量（ mSv/ 年）
X 365 (日年
摂取量（日）L// ） X 線量係数（ mSv/Bq ）⇒ガイドライン値 234U: 1 Bq/L ヽ238U 10 Bq/Lri

Ci
GLi s1［

Ci: 放射性核種の濃度iiGLi: 放射性核種のガイドライン値］

45. http://whqlibdoc.who.int/publications/2011/9789241548151_eng.pdf
WHO Guidelines for drinking water quality fourth edition, 2011 年（

化学物質としての基準（WHO の飲料水水質ガイドライン）

x◆第2版
ラットを用いた動物実験の LOAEL ：0.06 mg/kg/day
体重＝ 60kg 、水道水摂取量＝ 2L/ 日、水道水からの寄与率＝ 10% 、不確実性係数100 （種間差 10 X 個体差 10 ；LOAEL の適用に関する不確実性係数なし）と仮定⇒ガイドライン値は:‑2 ‑:‑100 = 0.002mg/L
0.06 0.1 X 60 ‑◆第3版
水道水からの寄与率を80% と仮定（食品からの寄与小）⇒ガイドライン値は2→ 100 = 0.015mg/L
0.06 X 0.8 X 60 ‑:‑WHO Guidelines for drinking water quality second edition, 1998. http://apps.who.int/iris/bitstream/10665/63844/1/WHO_EOS_98.1.pdf
WHO Guidelines for drinking water quality third edition, 2004. http://www.who.int/water_sanitation_health/publications/gdwq3/en/46
WHO (2011) Uranium in drinking-water. http://www.who.int/water_sanitation_health/dwq/chemicals/uranium_forcomment_20110211_en.pdf
WHO Guidelines for drinking water quality fourth edition, 2011. http://whqlibdoc.who.int/publications/2011/9789241548151_eng.pdf￨

化学物質としての基準（WHO の飲料水水質ガイドライン）

.︳.

．
︳
．

◆第4版
疫学研究の蓄積に伴う改訂：
フィンランドの疫学研究より、 NOAEL に該当する対象者
における（飲料水寄与の）ウラン曝露95 パーセンタイルの95% 下限信頼限界： 0.6mg/day
水道水摂取量＝ 2L/ 日、不確実性係数10 （個体差）⇒ガイドライン値は0.6 2 10 = 0.03mg/L

WHO Guidelines for drinking water quality second edition, 1998. http://apps.who.int/iris/bitstream/10665/63844/1/WHO_EOS_98.1.pdf
WHO Guidelines for drinking water quality third edition, 2004. http://www.who.int/water_sanitation_health/publications/gdwq3/en/47
WHO (2011) Uranium in drinking-water. http://www.who.int/water_sanitation_health/dwq/chemicals/uranium_forcomment_20110211_en.pdf
WHO Guidelines for drinking water quality fourth edition, 2011. http://whqlibdoc.who.int/publications/2011/9789241548151_eng.pdf

￨

亡
ニ
コ
資料3-5

⽇本保健物理学会
⾃然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専⾨研究会

⾃然放射性核種を含む廃棄物に関する
これまでの取組経緯

第3回会合 2018年1⽉16⽇

国⽴研究開発法⼈⽇本原⼦⼒研究開発機構
バックエンド研究開発部⾨
埋設事業センター 技術副主幹

齋藤⿓郎

／／

１．取組経緯とりまとめの趣旨
 NORMの取扱いならびに放射性廃棄物及びクリアランスに係る

⾃然放射性核種取扱いの経緯について、これまでのガイドライ
ン、報告書等を振り返り、

 概要と、下記の三つの視点の取扱いを整理した
 ラドン及び⼦孫核種
 天然核種と天然賦存性
 規制免除・規制除外・クリアランス

／／

2

２．1

当学会におけるガイドライン等

 平成21年3⽉「NORM等に対する防護のガイドライン」
 対応のための年線量の⽬安／基準として、1~10mSv/年
 ⼀般消費財など、管理が容易なものについては、0.01mSv/年 ラドンは対象外
 天然賦存性を考慮し、規制値は１mSv/年オーダーとし、管理になじ

まないものは、管理対象から除外する

 同年同⽉「ラドンに関する防護のガイドライン」
 これ以下では介⼊が正当化されそうにないレベルとして、10mSv/年
 介⼊を免除できるレベルとして、1mSv/年
 地下洞や温泉も含め、現存被ばく状況のすべてのラドンを対象／／

 但し、炉規法等放射線管理システムからの発⽣を除く

２．１

3

当学会におけるガイドライン等

 平成24年10⽉「ラドンの防護基準に関する専⾨研究会

活動報告書」
 ラドン防護基準の具体案策定に資する過去のデータ・資料整理を⽬的とし、国際関連機関の動向、過去の当学会・関連委員会報告のレビューを⾏い、
今後の課題をまとめた。

 課題︓疫学的⼿法と線量学的⼿法による線量換算係数の不確定性
 多くの核種に⽐べ、ラドン線量評価は遅れている。その理由は、パラメータの多さと実測データ不⾜、及び線量換算係数確定が不⼗分であることにある。

 ICRPは近年、疫学的⼿法による線量換算係数を2倍に改定。ICRPは新たに線量学的⼿法を推奨。

 ⼀⽅で、線量学的⼿法には、粒径分布、⾮付着成分⽐、呼吸率、呼吸気道モデ

ル、α線の放射線加重係数等の多くの不確かな成分が含まれる。

／／

 以上の考察により、基準提⾔は今後の国際的な議論の動向や進展を待って判断。

4

２．２

NORMに係る国のガイドライン

 平成15年10⽉「⾃然放射性物質の規制免除について」（放射線審議会基本部会）
 NORM、TENORM及びレガシーや不法投棄に対して介⼊対策レベルとして1~10mSv/年、鉱⼭残⼟等に対して1mSv/年としている。

 炉規法等所管廃棄物は対象外
 ラドンは今後の検討
 ⾏為か否か、管理可能か否かで、基準を変える考え⽅が導⼊されてい

る。

／／

２．２

5

NORMに係る国のガイドライン

 平成21年6⽉「ウラン⼜はトリウムを含む原材料、製品等の安全確保に関するガイドライン」（⽂部科学省）

 作業者、周辺住⺠及び⼀般消費財利⽤者の被ばく低減措置についてのガイドライン ウラン⼜はトリウム等の放射能濃度基準（⾃然1Bq/g,精製10Bq/g）以上を防護対象とし、1mSv/年を超える想定時は低減化措置を推奨

 ラドンは考慮していない
 ⼦孫核種影響は考慮している（基準値が精製の有無で別） 天然賦存性も考慮している（対象基準値が１mSv/年オーダー）

／／

6

２．３

NORMまとめ NORMからの防護のガイドラインは、当学会及び国で整合して、現存被ばく状況における介⼊のガイドラインが適⽤されている。
 ラドンについて、当学会のガイドラインでは、現存被ばく状況における介⼊のガイドラインが⽰されているものの、線量以外の測定可能な基準（濃度等）については今後の国際的な議論の進展を待つとされている。
 また、国の基準ではNORMからのラドン発⽣に係る防護基準は今後の課題とされている。
 天然賦存性の考慮について、当学会のガイドラインでは、規制値
は１mSv/年オーダーとし、管理になじまないものは、管理対象から除外している。
 また、国の基準においても、天然賦存性を考慮し、低減化措置を推奨する規制値を1mSv/年とするとともに、⼟壌中ウラン濃度の世界的な上限近傍である1Bq/gを規制値に採⽤している。

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7

３． 計画被ばくに係る国のガイドライン等（１）基本的考え⽅（昭和60年~平成12年）
 昭和60年10⽉「低レベル放射性廃棄物の陸地処分の安全規制に関する基本的考え⽅について」（原⼦⼒安全委員会）⇒無拘束限界値の概念を導⼊

 昭和62年12⽉「放射性固体廃棄物の浅地中処分における規制除外

線量について」（放射線審議会基本部会）⇒無拘束限界値を濃度ではなく線量（10μSv/年）として導⼊ 平成12年12⽉「ウラン廃棄物処理処分の基本的考え⽅について」、「ウラン廃棄物処理処分の取り組みについて」（原⼦⼒委員会）⇒ウラン廃棄物は減衰が期待できないため、⼦孫核種影響、天然
賦存性について検討を要請している／／⇒線量評価の⻑期性に伴う不確実性について、注意喚起をしている

8

３． 計画被ばくに係る国のガイドライン等（２）ウラン廃棄物の先送り（平成18〜19年）
 平成18年4⽉「研究所等から発⽣する放射性固体廃棄物の浅地中処分の安全規制に関する基本的考え⽅」（原⼦⼒安全委員会）

 平成19年5⽉「低レベル放射性固体廃棄物の埋設処分に係る放射能濃度上限値について」（原⼦⼒安全委員会）

 平成19年7⽉「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え⽅(中間報告）」（原⼦⼒安全委員会）⇒共通して、以下の理由から、ウラン廃棄物処分は埋設計画が具体化する段階で検討することとしている。
「天然起源の核種を主たる組成とする廃棄物については、天然の放射能との関連なども考慮する必要がある」／／

9

３． 計画被ばくに係る国のガイドライン等（３）ウランクリアランス報告書（平成21年）
 平成21年10⽉「ウラン取扱施設におけるクリアランスレベルについて」（原⼦⼒安全委員会）⇒クリアランスレベル（ウランのうち⾃然核種は1Bq/g）算出の根拠として、天然賦存性を活⽤⇒クリアランスの想定シナリオの結果、処分されるウラン濃度が⾃然環境中の変動範囲内であり、⾃然環境中の濃度に有意な影響を与えないことを、規制値の根拠の⼀つとして採⽤⇒ラドンは考慮しない⇒IAEA RS-G-1.7と、独⾃の再評価の結果、整合／／10

３．計画被ばくに係る国のガイドライン等（４）第2種廃棄物埋設指針（平成22年）
 平成22年4⽉「余裕深度処分の管理期間終了以後における安全評価に関する考え⽅」（原⼦⼒安全委員会）
 平成22年8⽉「第⼆種廃棄物埋設の事業に関する安全審査の基本的考え⽅」（原⼦⼒安全委員会）⇒余裕深度処分において、超⻑期の安全評価における地質学的影響で、埋設施設が地表付近に近接することを想定⇒「廃棄物に含まれるウラン系列の放射性物質のラドンの影響について評価し、有意な影響を及ぼさないことを確認する。」こ
とを求めている⇒「⾃然起源の放射性物質の規制の考え⽅を部分的に適⽤することが適切」とし、「放射能濃度が⾃然放射性物質のクリアランスのための国際基準濃度よりも低くなる場合は、それから散逸するラドンによる被ばくを考慮する必要がなくなる。」として
いる

／／

11

３．計画被ばくに係る国のガイドライン等（５）福島事故以後の解釈（平成25年）
 平成25年11⽉「第⼆種廃棄物埋設施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（原⼦⼒規制委員会）⇒福島事故以後の新規制基準であり、「第⼆種廃棄物埋設の事業に関する安全審査の基本的考え⽅」と⽐べ、報告書の形式を取らず、規則各条⽂への解釈となった⇒地震、津波等による損傷防⽌が加わっていることが特徴⇒天然核種と天然賦存性に⾔及無し／／

12

３．計画被ばくに係る国のガイドライン等（６）審議中の規制状況（平成28年以降）
 平成28年5⽉「炉内等廃棄物の埋設に係る規制の考え⽅について」

及びそれに対する意⾒募集の実施について（案）」（原⼦⼒規制庁）⇒原⼦⼒発電所等の廃⽌措置及び運転に伴い、原⼦炉圧⼒容器内の⾼放射線環境下での放射化等により⽐較的放射能濃度が⾼くなった炉内構造物等の廃棄物（炉内等廃棄物）を対象とする埋設処分（中深度処分）の規制の考え⽅の検討⇒半減期が数百年を超える核種（⻑半減期核種）が含まれており、⻑期の安全評価が検討されている。但し、10万年後には潜在被
ばくはピット処分程度となる。
⇒炉内等廃棄物に再処理及びウラン取扱施設からの廃棄物は含まれないため対象外。この点をエネ庁及び⽂科省から指摘され、規制の全体像を明らかにするように意⾒が出ている⇒天然核種と天然賦存性及びラドンに⾔及無し／／

13

３．計画被ばくに係る国のガイドライン等（６）審議中の規制状況（平成28年以降）
 公開審議資料「⼈間侵⼊に係る許可基準規則及び許可基準規則の解釈（⾻⼦案）」（廃炉等に伴う放射性廃棄物の規制に関する検討チーム会合）⇒中深度処分では、70mの深度確保と国による特定⾏為制限制度
により、合理的には想定する必要が無い⼈間侵⼊を、あえて想定したとしても、周辺公衆影響が⼀定⽔準以下になるようにする。念のための要求として位置づけ、過度に保守側ではない設
定（介⼊の上限値）とする。
⇒管理期間終了後の⼈間侵⼊により、廃棄物埋設地との間に短絡経路が形成され、放射性物質が廃棄物埋設地の外に漏出することを仮想した評価シナリオ基準値︓ 20mSv/y（埋設地周辺の公衆被ばくであり、偶発侵⼊者では無い）⇒天然核種と天然賦存性及びラドンに⾔及無し／／

14

４．まとめ NORMからの防護のガイドラインは、当学会及び国で整合して、現存被ばく状況における介⼊のガイドラインが適⽤されている。

 計画被ばくにおいては、ウランクリアランスを除き、廃棄物の最終処分に係る安全評価の基本的考え⽅について、天然賦存性の取扱い等を理由として先送りされている。

 ラドンについては、天然賦存性を部分的に考慮し、福島事故以前に国際的なクリアランス基準濃度以下について評価対象から除外
する記載の指針があったが、それ以外は未定である。

 規制委員会における中深度処分の審議では、ウラン廃棄物を除外し、潜在被ばくをピット処分程度に抑えられる炉内等廃棄物を対象としている。

 ⼀⽅で、超⻑期評価を考慮し、管理期間終了後の⼈間侵⼊に起因

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15

第3回自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会

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年 報 告 書、
（公財）原子力安全研究協会「生活環境放射線」（平成23年）より作成ٛ૞અધ൴ٜ୭୆੄ଣೝ଍峕峲峵௏೨୶஭ಉ峕ঢ়峃峵ଁ঳৓峔੦ຊৱમ‫ق‬਴ਛফ২ග‫ك‬প৉岵峳峘଍୤峘૗৿
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図1.
2.
1
5 我が国における食品群別ポロニウム 210
放射能遺度の範1l!
1

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年度

全ての地域における 日常食中の各核種の経年変化ٛ૞અધ൴ٜ঩মীෲ崣嵛崧嵤୫ષ峒ଣೝચKWWSVHDUFKNDQN\RKRVKDQRJRMSIRRGVHUYOHWIRRGBLQ୫ષ岵峳峘଍୤峘૗৿• ৎ৑৓૗৿‫؟‬峔岮岞୫ધ৲峕૗৲岶峔岻島峚岝েඅୠ峘୭୆ ଅ嵣਷রறர෯২峔峓 峕ൂோ峃峵岞లਟ峕েඅୠ峘୭୆岶૗৲峁峔岮଒峴૗৲峁峔岮岞• ૬৑৓૗৿‫؟‬岬峵岞েඅୠ峘ଅ嵣਷রறர෯২岶৉ୠ峑౮峔峵岞਼ੀ‫؟‬t P6Y\816&($5

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資料 4-1

2018 年 6 月 1 日
第 4 回自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
議事次第

1. 出席委員確認と自己紹介（新規オブザーバー）

10:30～10:35

2. 前回議事録確認10:35～10:40（資料 4-2）
3. 本日の議事説明（主査）

10:40～10:50（本資料）
4. 放射線防護基準に対するリスク学的視点からの検討（吉永委員）

10:50～11:35（資料 4-3）
5. 人形峠におけるウラン残土について（古田委員）

11:35～12:20（資料 4-4）
6. 昼食 （自由討議）

12:20～13:30

7. 現存被ばく状況における 廃棄物管理に関する放射線防護の課題

13:30～14:15「現存被ばく状況における廃棄物の管理に関する防護のガイドライン」の策定検討から（杉山委員）（資料 4-5）
14:15～1500

8. 国内外における劣化ウランの取扱い（斎藤委員）（資料 4-6）
9. 加工事業者等が保管するウラン廃棄物（小林委員）
15:00～15:40（資料 4-7）
10. 情報提供項目等に対するまとめ・質問等
11. 専門研究会報告書及びシンポジウムの開催について

15:40～15:50（全出席者）

15:50～16:50（資料 4-8、4-9）
12. 次回以降の開催予定について （主査）
（資料 4-10）

16:50～17:00

資料４－３

日本保健物理学会
第4回自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会

放射線防護基準に対するリスク学的視点からの検討
国立研究開発法人 量子科学技術研究開発機構
放射線医学総合研究所 放射線防護情報統合センター
吉永 信治

如迷T ~

2018年6月1日 東京

2

リスクの定義リスク ～ 望ましくない事象の生起確率×損害(被害)の大きさ

化学物質のリスク評価では，曝露量 × ハザード3

放射線のリスクとは？

・被ばくという事象が発生する可能性
・被ばくした場合に影響が発生する確率
・被ばくによる影響の大きさ（重篤度）※いずれもどれだけの線量を受けるかが重要

4

放射線の確定的影響と確率的影響

影響の重篤度

確率的影響

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確定的影響

影響の頻度

線量

線量
影響の重篤度

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線量
線量

4

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原爆被爆者における固形がんの線量反応．

ー

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1
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5

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3

2
weightedcolondose(Gy)Preston, et al.(2007) Radiat Res 168(1) 1-64

放射線防護に関する基本的事項
 放射線防護の３原則
 行為の正当化 防護の最適化
 個人の線量限度

 防護基準設定に関連した主な検討事項
 放射線リスクの有無
 放射線リスクの大きさ
 他のリスクと比べてどうか 受け入れられる大きさか否か 耐えられる大きさか否か

6

ＩＣＲＰ勧告における職業被ばくの線量限度設定に関する考え方

7☆ICRP Publ.26 (1977年勧告)
・安全な職業の労働災害による死亡確率：10‐4/年→線量を50mSv/年に制限することにより，集団としての平均は5mSv/年以下となり， 10‐4/年以下のリスクに相当。
→容認可能☆ICRP Publ.60 (1990年勧告)
・他の職業の労働災害の死亡率との単純比較は問題→死亡率以外の損害の指標を考慮，容認できないレベルと耐容できるレベルの境界値を検討。

☆ICRP Publ.103 (2007年勧告)
・言及なし

t

ICRP1990年勧告における職業被ばくの線量限度設定に係わる考え方
高

容認できないレベルJ
低耐容できるレベル（進んで容認できないが，耐えられる）、

線量限度
20 mSv/年

容認できるレベルICRP publ.60（1991）などに基づき作成

8様々な職業被ばくシナリオに対する損害の指標：ICRP1990年勧告における試算

9枚 5 作業名集団の被ぱくによる損客の諸属性＂

mSv)
年哭効線泣 (

寄与死亡の確率（％）
非致死がんからの荀 J
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遺伝的影響からの荀爾された寄与 (%)2>
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Pl
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1
8歳におけ る平均余命の平均損失（年）
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5

これらの値は すぺて付属 密 Cから導かれている (
1
5
5項参照）
。 もっと広範囲の集団を扱 ってい る付属 密 Bでは．寄与死亡 によ る損失期間 の推定値はこれらよりもい くぶん店い。

＂頂篤度および寿命慎失について荷重されている 。
＂寄与致死がんの確布あるいはこれに相当する損名の合計 （丸めた値） である。
50mSv/年の被ばくに対する死亡確率は8％を上回り，線量限度としては高すぎる
日本アイソトープ協会(1991). 国際放射線防護委員会の1990年勧告

様々な職業被ばくシナリオに対する死亡確率：
ICRP1990年勧告における試算

10

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20mSv/年以下であれば，65歳までは年間死亡確率が10‐3を超えない
ICRP Publ.60（1991）

11

ＩＣＲＰ勧告における公衆被ばくの線量限度設定に関する考え方☆ICRP Publ.26 (1977年勧告)
・日常生活における事故等のリスクは10‐5 ～10‐6 /年→線量を5mSv/年に制限することにより，集団としての平均線量は0.5mSv/年以下となり， がんと遺伝性影響の確率が約10‐5/年→容認可能☆ICRP Publ.60 (1990年勧告)
・職業被ばくと同様に被ばくによるリスクをもとに容認できないレベルを検討する方法，および自然放射線による被ばく線量の変動を考慮する方法☆ICRP Publ.103 (2007年勧告)
・言及なし

12

様々な公衆被ばくシナリオに対するリスクの指標：ＩＣＲＰ1990年勧告における試算
年縁量

(mSv)

ー リスク ーを去す•

2

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6

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7

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(
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0
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(
1
(
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(
)万人あたり ）

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0

1
3
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2
1
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7
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繊）

6
8

6
8

6
8

6
8

7
9

7
9

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9

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4

3
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8

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2
5

4
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0

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1
5

1
0
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•

寄外がん死亡数．

1.
99

日本アイソトープ協会(1991). 国際放射線防護委員会の1990年勧告

様々な公衆被ばくシナリオに対する死亡確率：
ＩＣＲＰ1990年勧告における試算

13

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ICRP Publ.60（1991）

14

公衆被ばくの線量限度を職業被ばくの線量限度よりも低く(1/10に)する主な理由
 子供など感受性が高いグループを含んでいる 被ばくするかどうかの選択の自由がない 被ばくによる直接的な利益がない
 放射線の管理がなされていない 自分自身の職業の危険にもさらされている

放射性廃棄物処分に関する
ＩＣＲＰの線量基準とリスク基準の例

15☆ICRP Publ.46 (1985)「放射性固体廃棄物処分に関する
放射線防護の諸原則」
・決定グループが受ける線量は線量限度(1mSv/年)より低い値で最適化。リスクは10‐5/年未満に相当。
・ 10‐6/年以下のリスク(0.1 mSv/年以下の線量に相当)は個人の行動の決定においてリスクが考慮されないレベル。
・複数の線源から影響を受ける可能性を考慮して、その1/10 である
0.01 mSv/年 を規制免除線量と設定。

☆ICRP Publ.81 (1999)「長寿命放射性固体廃棄物の処分に適用する放射線防護勧告」
・自然過程に対する線量拘束値として0.3mSv/年 を勧告。約10‐5/年のリスク拘束値に相当。

16

リスク学的視点から見た自然放射性物質等の廃棄物の放射線防護に関する論点 長期の被ばくシナリオに関連した仮定やモデルの妥当性と不確かさ
 低線量のリスク推定に関連した仮定やモデルの妥当性と不確かさ；LNTモデル，DDREF
 線量基準とリスク基準の対応付け 容認/耐容できるリスクの大きさ
 リスクトレードオフ

17

リスク認知に関する因子
 恐怖心
 制御可能性 自然か人工か 選択可能性 子供の関与
 新しいリスクか 意識と関心 自分に起こるか
 リスクとベネフィットの取引 信頼
菅原努. 「安全」のためのリスク学入門，昭和堂，2005

放射線と利用と防護方策に係わる
リスクトレードオフ
・放射線利用によるリスク(健康，不安，etc)
・防護方策に対するコスト
・代替手段のリスク・コスト

18

19

リスクの議論に伴う難しい問題
・不確定性をどのように評価するか？
・損害の重大さをどのように評価するか？
・不確定性と損失の評価をどのようにアクションに結び付けるか？
・現実に関与する意思決定者や市民にどのようにコミュニケートするか？
繁桝(2016). 行動計量学 43(1), 45‐51.

20

まとめ 放射線防護基準の設定には，従前より被ばくに伴う放射線リスクを考慮し，正当化，最適化，線量限度の原則を遵守して対応
 容認できるかどうか，耐えられるかどうかな
ど主観的要素も考慮 廃棄物処分の放射線防護に関連する長期の線量推定や低線量リスク推定には大きな
不確かさ 調和ある放射線防護を目指した問題解決資料4-5

現存被ばく状況における廃棄物管理に関する放射線防護の課題「現存被ばく状況における廃棄物の管理に関する防護のガイドライン」の策定検討から

第4回 自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
2018年6月1日•ー

日本保健物理学会 放射線防護標準化委員会
放射性廃棄物作業会
杉山 大輔 (電中研)

話題提供の概要
 「現存被ばく状況における廃棄物の管理に関する防護の
ガイドライン」(案)の紹介
 現存被ばく状況における「廃棄物の管理」を対象とした線量規準の考え方
 本専門研究会における「自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護」の議論に参考となりそうな論点の提示 (短期的・長期的な)保管、埋設
 「1 mSv/y」 の適用

1

放射線防護標準化委員会

標準化体系図1

I

放射線防護の原則

標準化委員会（ 委員長 ）
（ 副委員長 ）放射線防護の重要な概念
行為と介入

幹事（
団
）

最適化
線墨拘束値
潜在被ばく

学識経験者
研究機関
製造・エンジニア リング会社等
原子力事業者 ・RI
事業者．人 衆 源 ど

例専門部会

ば 業 ︑ム線な
え 職ー

その他 （
関係官庁、非営利団体等）
以上を含む30名程度

リスクに応じた防護マネジメントシステムの確立
環境の防護

安全規準
事例研究

ガイドライン

例えば ・ ・
廃棄物埋設施設
貯蔵施設
加速器施設

など

放射性廃棄物作業会 : 放射性廃棄物の管理に係る放射線防護の安全規準・ガイドラインを検討

2

安全規準／ガイドライン制定への取組
 安全規準（2009年3月制定）– 現存する被ばく状況に関する防護の安全規準
 ガイドライン・標準（2009年3月～順次制定）– ラドンに関する防護のガイドライン（2009年3月制定）– NORM等に対する防護のガイドライン（2009年3月制定）– 航空機被ばくに関する防護のガイドライン（2009年3月制定）– 表面汚染測定を用いたクリアランスの判断方法（2011年1月
制定）– 現存被ばく状況における汚染した物の搬出のためのガイド
ライン（2016年6月制定）– 現存被ばく状況における廃棄物の管理に関する防護のガイ
ドライン（放射性廃棄物作業会で検討中）– …
3

「現存被ばく状況における廃棄物の管理に関する防護のガイドライン」の検討状況
 準備会①～③（2011年12月～）／作業会①～⑩（2012年4月～）
 福島事故の影響を考慮し、現存被ばく状況における放射性廃棄物の管理に係る放射線防護のガイドライン策定を開始
 学会員との意見交換を継続的に実施• 第46回研究発表会標準化セッション(2013年6月)• 専門部会(2016年2月)• 第49回研究発表会標準化セッション (2016年7月)• 保物学会シンポジウムにおける進捗紹介(2016年11月)
作業会メンバー(2017.7.1現在、下記6名+常時参加者)
主査 : ⼤越実(JAEA)、 幹事 : 杉⼭⼤輔(電中研)
委員 : ⽊村英雄(JAEA)、⽴川博⼀(原安協)、河⽥陽介(MMC)、荻野晴之(電中研)旧委員 : ⼭本英明(JAEA)、飯本武志(東⼤)、⼭本正史(RWMC)、
前⽥敏克(JAEA)

4

背 景 既に線源が存在する「現存被ばく状況」で、放射性物質の移動や除染などの環境修復を行うと、廃棄物*が発生
 廃棄物の管理に起因する被ばくは、“現存被ばく状況”における計画的な被ばくであり、いわゆる「計画被ばく状況」の側面を有する
 「計画被ばく状況」を前提とした規準を適用すると、環境修復の取り組みの障害となる可能性が懸念
•

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.
.
.

廃棄物発生量の制限、過度に大量の廃棄物の管理

 発生する廃棄物の管理までを考慮した環境修復の取り組みに適した防護の考え方を提示すべき*廃棄物: 原子力事故や放射線緊急事態のあとに発生する現存被ばく状況で受ける被ばくを低減する取り組みにおいて発生する、例
えば除染により集積した汚染土壌等も含む、現存被ばく状況の線源となっている放射性物質を含んだ廃棄物

5ガイドラインの策定に向けて
構成① ガイドライン本体② 解説③ 例題（Q&A形式）
策定の方針 トップダウン・ボトムアップアプローチを併用したガイドライン①防護の論理でどうあるべきか[トップダウンアプ
ローチ]②廃棄物管理の現場における具体的適用に役立つ
例題を提示[ボトムアップアプローチ]
6

トップダウンアプローチ: 防護の論理 現存被ばく状況の特徴を考慮 キーワード : 線源の存在、段階的管理、参考レベル、
一般介入免除レベル、
ステークホルダ関与、など
 複数の選択肢を示すことが重要
 解は一つではなく、各ケース個別の状況に応じて、ステー
クホルダがある範囲から目標を選定できる枠組み
 規制当局が関与した「現存被ばく状況」の指定
 参考レベルを適用した段階的管理を適用するための条件
7

基本的考え方(1) : 現存被ばく状況の認識と正当化・最適化
 「常態」への復帰に向けた環境修復がはかられる← 「住民および社会のいずれも被災した地域に居住し続けることに便益を見出すであろう(ICRP Publ. 111, 48項)」

 現存被ばく状況に該当するか否かを判断する際には、年間個人
線量の広い空間的分布と、事故や事象による放射性残渣の存在を考慮することが重要← 「放射線防護対策を正当化するか、あるいは少なくともそれを考えるほど高い
被ばくを生じるかもしれない多くのタイプの現存被ばく状況がある。(中略) 事
故や放射線事象によって汚染された土地からのような、現存の人為的被ばく状況に関して放射線防護の決定を行う必要もあるかもしれない。 (中略) どのような構成要素が管理になじまないかの決定は，線源又は被ばくの制御可能性ばかりでなく，経済的・社会的・文化的な一般的事情にも依存する，規制当局の判断が必要(中略) (ICRP Publ. 103, 284項)」「防護の最適化原則の履行は線源関連のプロセス(ICRP Publ. 111, 32項) 」「防護戦略は，国家計画整備の一環として当局によって準備されなければな
らない(ICRP Publ. 111, 34項) 」

8

基本的考え方(1) : 現存被ばく状況の認識と正当化・最適化
 本ガイドラインは、原子力事故や放射線緊急事態のあとに発生す
る現存被ばく状況に適用(住居内又は作業場内のラドン、自然起源の放射性物質（NORM）、防護体系内で行われなかった作業からの放出物に由来する環境中の放射性残渣によって発生する現存被ばく状況に関しては、別途ガイドラインを定める)
 放射性残渣の移動や除染などによって低減できる現存年線量が、廃棄物の管理に伴う被ばくを考慮しても十分な便益となると判断される場合に、廃棄物の管理を含めた環境修復活動の全体が正当化されうる 環境修復の取り組みにおける放射線防護方策は、放射性残渣の移動や除染によって進む現存線量の低減と関連する経済的あるいは社会的要素を考慮に入れ、そこで発生する廃棄物の管理に起因する被ばくのバランスを注意深く評価した結果として、最適化すべき 周辺の現存年線量が平常時のレベル程度であり被ばく低減対策が正当化されない場合に除染を実施するという選択を行う場合にも、放射線防護方策の最適化を考慮すべき
9

基本的考え方(2) : 現存被ばく状況における廃棄物の管理
 現存被ばく状況における、汚染の除去などによる環境修復
計画の一環として、状況に応じた防護方策が必要
 計画被ばく状況で発生する廃棄物の管理とは状況が異なる← 「正当化： (中略)現存被ばく状況において(中略)その救済措置の導入や継続によって個人及び社会にもたらされる便益が，その費用及びその措置に起因する何らかの害又は損傷を上回るかどうかを決定するプロセス。 (ICRP Publ.
103, 用語解説)」「汚染地域内に居住する人々の防護の最適化のための参考レベルは、 (中略) 1-20 mSvのバンドの下方部分から選択すべき (ICRP Publ. 111, 50項) 」「ある状況において長期被ばくの重要な要因となるある種の建材のような、介入を受け入れる主な種類の商品からの予測される個人年線量に対しては、およそ1 mSvの一般介入免除レベルを勧告する。 (ICRP Publ. 82, 126項)」「介入戦略が最適化されたという理由で、事故による被影響地域の年線量が受け入れられるならば、(中略) 被影響地域の外の状況もまた受け入れることができるだろう。 (ICRP Publ. 82, 130項) 」

10

基本的考え方(3) : 段階的な参考レベルの適用
 廃棄物の管理の参考レベルは、周辺の現存年線量の参考
レベル以下の値から、実行可能な範囲で段階的に廃棄物の管理の参考レベルの値を選定
 年間1～10 mSv以下の線量レベルをめやすとする← 「現存する被ばく状況に関する防護の安全規準」でこれ以下では介入が正当化されそうにない一般参考レベルとして示された線量規準「現存年線量 10
mSv」を参照「汚染地域内に居住する人々の防護の最適化のための参考レベルは、 (中略) 1-20 mSvのバンドの下方部分から選択すべき (ICRP Publ. 111, 50項) 」

11

基本的考え方(4) : 一般介入免除レベルの適用
 廃棄物の埋設地や処分施設の閉鎖の線量規準は、一般介入免除レベルと同等とする
 年実効線量 1 mSv以下となることで、被ばく低減対策としての“介入”はもはや不要← “介入”という概念は、被ばくを低減する防護“対策”を指すものとして、現存被ばく状況においても使用 (ICRP Publ. 103, 50項)
「汚染地域内に居住する人々の防護の最適化のための参考レベルは、 (中略) 1-20 mSvのバンドの下方部分から選択すべき (ICRP Publ. 111, 50項) 」「ある状況において長期被ばくの重要な要因となるある種の建材のような、介入を受け入れる主な種類の商品からの予測される個人年線量に対しては、およそ1 mSvの一般介入免除レベルを勧告する。 (ICRP Publ. 82, 126項)」「介入戦略が最適化されたという理由で、事故による被影響地域の年線量が受け入れられるならば、(中略) 被影響地域の外の状況もまた受け入れることができるだろう。 (ICRP Publ. 82, 130項) 」

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12

参考レベル適用の考え方

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図. 参考レベル選定の考え方(例)(参考文献) D Sugiyama and T Hattori, Radiation Protection Dosimetry, 153, 64‐73 (2013).

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一 現存する線足の参考レベル

13

現存被ばく状況における廃棄物の管理に関する防護のガイドライン(案) 適用の範囲
このガイドラインは、現存被ばく状況*1において、その現存被ばく状況の線源となっている放射性物質が取り込まれた廃棄物(除染により集積した汚染土壌等も含む)の管理(処分に至るまでの短期的・長期的な保管、処分*2)に係る、公衆の構成員に影響を及ぼす被ばくに適用する。
 線量規準廃棄物の短期的・長期的な保管は、それぞれに起因する被ばく線量が以下の線量規準を満足する場合に、ステークホルダーの関与の下で実施できる。
年実効線量 1～10 mSv以下
廃棄物の処分は、処分後の廃棄物に起因する被ばく線量が以下の線量規準を満足する場合に、ステークホルダーの関与の下で実施できる。
年実効線量 1 mSv以下*1

原子力事故や放射線緊急事態のあとに発生する現存被ばく状況。

*2

本ガイドラインでは、埋設処分施設や埋設地に廃棄物を搬入して定置した後の、最終的な覆土を施すことを指す。

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ボトムアップアプローチ: 具体的適用方法
 福島第一原子力発電所事故後の状況を想定した例題の提示によって、ガイドラインの考え方を具体化
 現行の基準(計画被ばく状況を前提)の含意を再確認• 通常の原子力利用などの活動の正味の便益を最大とする最適化において、線量限度や線量拘束値を適用
 現存被ばく状況で生じうる困難への対策の考え方• 介入(被ばくを低減する防護“対策”)の概念

15

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (1)現場保管【設問】 福島第一原子力発電所事故の影響で周囲の環境が放射性セシウ
ムで汚染した地域(除染特別地域あるいは汚染状況重点調査地域)の住民です。庭の表土を削り、除染しました。集めた土を当面自宅周辺で安全に保管するにはどのようにすれば良いですか。
【回答】
集めた土（「除去土壌」といいます）から家屋内の人が受ける線量が、土壌の除去前よりも低くなるように、除去土壌を家屋から離れた場所に置いて、必要に応じて遮水シートや覆土（汚染されていない土を詰めた土のうなどでもよい）をして保管します。まずは、追加被ばく線量が年間1 mSv以下となることをめやすにします。
汚染の程度が高い地域では、除去土壌中の放射性セシウムの濃度が高く重厚な遮へいをする負担が軽くない場合も生じる可能性があります。また逆に、追加被ばく
線量を年間1 mSv以下とするために、集積できる除去土壌の量が制限され、除染が進まない事態も考えられます。これらのような場合には、被ばく線量を、平常時に相当するレベル(年間1 mSvのオーダー)に低減する長期的目標の下で、周辺の現存年線量の低減目標(参考レベル)以下の値で、年間1～10 mSv以下の範囲から中
間的な目標値を選定することで、保管の負担と除染の進行のバランスをとって進めることが適切になります(※1)。この場合も、最終的な目標値は年間1 mSv以下
16(※2)とします。

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (1)現場保管(回答つづき)山積みにする場合と穴を掘って地中に埋める場合の家屋からの距離（「離隔距離」といいます）や覆土の厚さとの具体的な関係については、環境省の「除染関係ガイドライン」の中の「除去土壌の保管に関するガイドライン（平成25 年5月第2版）」が参考になります。
その後、地域の仮置場や、中間貯蔵施設等への集積の環境が整えば、適宜搬出してください。なお、保管中に、除去土壌に含まれる放射能が、「再利用判
断のレベル(※3)」を下回る場合は、再利用するなど、一般的な土壌として扱うことも可能です。
(※1) 保管作業に無理がない場合には、公衆の追加被ばく線量が年間1 mSv以下となるように現場保管を行います。もしくは、段階的な線量低減を行う必要がある
場合には、中間的な目標として、例えば年間5 mSvなどの値を設定することもできます。なお、「除染関係ガイドライン」では、基本的に搬入した除去土壌からの放射線による公衆の追加被ばく線量が年間1 mSv以下となるようにすることとされています。

17

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (1)現場保管(回答つづき)(※2) 放射線防護の考え方において、“年間1 mSv”は、これ以下であれば被ばくを低減する防護対策を不要とするレベルとして理解することができます。
(※3) 再利用判断のレベルは、個人の受ける追加年線量で1 mSv相当とします。線
源や再利用などの状況に応じて、IAEA GSR-3に示されたクリアランスレベル
100 Bq/kg (Cs-134/137)、放射性物質汚染対処特措法における指定廃棄物の判断基準 8,000 Bq/kg (Cs-134/137) 、あるいは線源や再利用などの状況に応じて算出される指標値などを選択することもできます。

18

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (1)現場保管(回答つづき)(除去土壌の集積)
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除去土壌の現場保管(※1),:,＇ 家屋内の人が受ける線量の低減 :,＇ (家屋周辺の除染、減衰などによる) :
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再利用判断のレベル(※3)を超
えるか

No

Yes
搬出
(仮置場、中間貯蔵施設、
埋設地へ)

搬出
(一般土壌、再利用)

19

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (2)仮置き【設問】 福島第一原子力発電所事故の影響で周囲の環境が放射性セシウ
ムで汚染した地域(除染特別地域あるいは汚染状況重点調査地域)で、各住民の自宅周辺で保管していた除染で発生した土壌を、地域の仮置場に集めることとなりました。安全に保管するにはどのようにすれば良いですか。
【回答】
まずは、除染で発生した土壌（「除去土壌」といいます）からの放射線による公衆の追加被ばく線量が年間1 mSv以下となることをめやすに仮置き保管をします。
しかしながら、汚染の程度が高い地域では、除去土壌中の放射性セシウムの濃度が高く重厚な遮へいをする負担が軽くない場合も生じる可能性があります。また
逆に、追加被ばく線量を年間1 mSv以下とするために、仮置場に受け入れる除去土
壌の量が制限され、除染が進まない事態も考えられます。これらのような場合には、被ばく線量を、平常時に相当するレベル(年間1 mSvのオーダー)に低減する長期的目標の下で、周辺の現存年線量の低減目標(参考レベル)以下の値で、年間1～10
mSv以下の範囲から中間的な目標値を選定することで、仮置場の設置の負担と除染の進行のバランスをとって進めることが適切になります(※1)。この場合も、最終的な目標値は年間1 mSv以下(※2)とします。

20

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (2)仮置き(回答つづき)除去土壌の仮置きに関する具体的方法については、環境省の「除去土壌の保管に関するガイドライン（平成25 年5月第2版）」が参考になります。同ガイド
ラインでは、除染をした地域の空間線量率や土（除去土壌）の体積に応じて、山積みにする場合と穴を掘って地中に埋める場合の家屋からの距離（「離隔距離」といいます）や覆土の厚さとの関係について示されています。
その後、中間貯蔵施設や処分施設等への集積の環境が整えば、適宜搬出してください。なお、保管中に、除去土壌に含まれる放射能が、「再利用判断のレベル(※3)」を下回る場合は、再利用するなど、一般的な土壌として扱うことも可能です。
(※1) 仮置場の設置に無理がない場合には、公衆の追加被ばく線量が年間1 mSv
以下となるように仮置き保管をします。もしくは、段階的な線量低減を行う必要がある場合には、中間的な目標として、例えば年間5 mSvなどの値を設定することもできます。なお、「除染関係ガイドライン」では、基本的に搬入した除去土
壌からの放射線による公衆の追加被ばく線量が年間1 mSv以下となるようにすることとされています。

21

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (2)仮置き(回答つづき)(※2) 放射線防護の考え方において、この場合の“公衆の受ける追加年線量1 mSv”
は、これ以下であれば被ばくを低減する防護対策を不要とするレベルとして理解することができます。
(※3) 再利用判断のレベルは、個人の受ける追加年線量で1 mSv相当とします。線
源や再利用などの状況に応じて、IAEA GSR-3に示されたクリアランスレベル
100 Bq/kg (Cs-134/137)、放射性物質汚染対処特措法における指定廃棄物の判断基準 8,000 Bq/kg (Cs-134/137) 、あるいは線源や再利用などの状況に応じて算出される指標値などを選択することもできます。

22

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (2)仮置き(回答つづき)(除去土壌の集積)
‑
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えるか

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No

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搬出
(中間貯蔵施設、埋設へ)搬出(一般土壌、再利用)

23

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (3)埋設【設問】 福島第一原子力発電所事故の影響で周囲の環境が放射性セシウ
ムで汚染した地域(除染特別地域あるいは汚染状況重点調査地域)の除染で発生した土壌の埋設を行います。安全に埋設するにはどのようにすれば良いですか。
【回答】
埋設地に除染で発生した土壌（「除去土壌」といいます）を受け入れてから覆土をするまでの間について、まずは個人の受ける追加年線量で1 mSvを下回ることをめ
やすにします。しかしながら、追加年線量を年間1 mSv以下とするために、受け入れる除去土壌の量が制限され、除染が進まない事態も考えられます。このような場合には、被ばく線量を、平常時に相当するレベル(年間1 mSvのオーダー)に低減する
長期的目標の下で、周辺の現存年線量の低減目標(参考レベル)以下の値で、年間1～10 mSv以下の範囲から中間的な目標値を選定して、除去土壌の管理を行うことが適切になります(※1)。これは、事故の影響で汚染が生じた現存被ばく状況では、現存する周辺年線量を低減する取り組みを、除去土壌の管理を含めて行うことが適切との考え方によるものです。

24

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (3)埋設(回答つづき)除去土壌に覆土をして埋設する場合は、その後に埋設地から受ける放射線量について、個人の受ける追加年線量で1 mSv (※2)を下回るようにすることが適切です。放射性物質を閉じ込める等のための付加的な措置をせずに最終覆土をした場合の影響評価結果が目標値を超えなければ、特にコンクリート壁などの施設を設ける必要はなく、また、施設を設ける場合にも、目標値を下回るようにコンクリート壁や覆土の厚さを調整するなど、目標値(年間1 mSv)を下回ることを前提に、ケースバイ
ケースでの対応が可能です。なお、除去土壌等については、放射能の低減化や分別などの処理を行うことによって、あるいは減衰によって、含まれる放射能が「再利用判断のレベル(※3)」を下回っていれば、土壌を処理して建設資材等として再利用することも可能です。
(※1) 段階的な管理を行う必要がある場合には、中間的な目標として、例えば年間5 mSvなどの値を設定することができます。無理のない場合には、公衆の追加被ばく線量が年間1 mSv以下となるように管理するという選択もできます。なお、「除染関係ガイドライン」では、基本的に除去土壌からの放射線による公衆の追加被ばく線量が年間1 mSv以下となるようにすることとされ
ています。

25

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (3)埋設(回答つづき)(※2) 放射線防護の考え方において、この場合の“公衆の受ける追加年線量1 mSv”
は、これ以下であれば被ばくを低減する防護対策を不要とするレベルとして理解することができます。
(※3) 再利用判断のレベルは、個人の受ける追加年線量で1 mSv相当とします。線
源や再利用などの状況に応じて、IAEA GSR-3に示されたクリアランスレベル
100 Bq/kg (Cs-134/137)、放射性物質汚染対処特措法における指定廃棄物の判断基準 8,000 Bq/kg (Cs-134/137) 、あるいは線源や再利用などの状況に応じて算出される指標値などを選択することもできます。

26

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (3)埋設(回答つづき)(除去土壌等の集積)除去土壌の埋設地への搬入(※1)

再利用判断のレベル(※3)を
超えるか

No

Yes
埋設

搬出
(一般土壌、再利用)

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例題案 : 集積土壌等の管理【設問】 周辺環境の線量は平常時レベルにあるのですが、側溝や雨樋下等の局所的な地点で高い線量が測定されたので、たまっていた枯葉や土を除去しました。福島第一原子力発電所事故で放出された放射性セシウムが付着しているようです。集めた土壌等は、どのように保管、埋設すればい
いですか。
【回答】
まずは、集めた土壌等（「集積土壌等」といいます）を家屋から離れた場所に置いて、必要に応じて遮水シートや覆土（汚染されていない土を詰めた土のうなどでもよい）をして保管します。保管中に、除去土壌に含まれる放射能が、「再利用判断のレベル(※1)」を下回る場合は、再利用するなど、一般的な土壌として扱うことも可能です。
仮置場や埋設地等では、公衆の受ける追加年線量で1 mSv(※2)を下回ることを原則として集積土壌等を保管します。不要な被ばくは避けるに越したことはありませんが、人が追加で受ける線量が年間1 mSvを超えるような状況ではない場合は、無理に除染を行う必要はありません。
なお、具体的な方法については、環境省の「除染関係ガイドライン」の中の「除去土壌の保管に関するガイドライン（平成25 年5 月第2版）」が参考になります。

28

例題案 : 集積土壌等の管理(回答つづき)(※1) 再利用判断のレベルは、個人の受ける追加年線量で1 mSv相当とします。線
源や再利用などの状況に応じて、IAEA GSR-3に示されたクリアランスレベル
100 Bq/kg (Cs-134/137)、放射性物質汚染対処特措法における指定廃棄物の判断基準 8,000 Bq/kg (Cs-134/137) 、あるいは線源や再利用などの状
況に応じて算出される指標値などを選択することもできます。
(※2) 放射線防護の考え方において、この場合の“公衆の受ける追加年線量1mSv”は、これ以下であれば被ばくを低減する防護対策を不要とするレベルとして理解することができます。

29

例題案 : 家庭等で発生した灰の管理【設問】 周辺環境の線量は平常時レベルにあるのですが、家庭の薪ストー
ブの灰から、放射線が出ています。薪燃料に福島第一原子力発電所事故
で放出された放射性セシウムが付着していたようです。この灰は、どのように保管、埋設すればいいですか。
【回答】
まずは、灰を密封できる袋などににつめて、家屋から離れた場所に置いて、必要に応じて遮水シートや覆土（汚染されていない土を詰めた土のうなどでもよい）をして保管します。このとき、家屋内にいる人への追加年線量が1 mSv (※1)を下回る
ようにすることが適切です。
現在、一定濃度（1キログラム当たり8,000ベクレル）を超え、環境大臣が指定したものは、放射性物質汚染対処特措法における指定廃棄物として、国の責任のもと、適切な方法で処理することになっています。灰の放射能濃度がこれより高いような場合は、市町村に引取りを相談してください。

30

例題案 : 集積土壌等の管理(回答つづき)また、灰に放射性セシウムが高い濃度で濃縮するような場合は、薪の調達に注意を払うことが適切です。例えば、一般家庭で使用する薪については、当面の指標値(放射性セシウムの濃度の最大値)として40ベクレル/kg(乾重量)が示されています(※2)。なお、不要な被ばくは避けるに越したことはありませんが、人が追加で受ける
線量が年間1 mSvを超えるような状況ではない場合は、無理に遠方からの薪材を購入するような対策をとる必要はありません。
なお、保管の具体的な方法については、環境省の「除染関係ガイドライン」の中の「除去土壌の保管に関するガイドライン（平成25 年5 月第2版）」が参考になります。
(※1) 放射線防護の考え方において、この場合の“公衆の受ける追加年線量1mSv”は、これ以下であれば被ばくを低減する防護対策を不要とするレベルとして理解することができます。
(※2) 調理加熱用の薪及び木炭の当面の指標値の設定について（平成23年11月2日付け23林政経第231号林野庁林政部経営課長・木材産業課長通知）

31

まとめ
 環境修復などの取り組みの一部である「廃棄物の管理」を対象とした線量規準を提案
廃棄物の短期的・長期的な保管に起因する被ばく⇒ 段階的な参考レベルを適用 [年実効線量 1～10 mSv以下]処分後の廃棄物に起因する被ばく⇒ 一般介入免除レベルを適用 [年実効線量 1 mSv以下] 福島第一原子力発電所事故後の状況を例題として、現存被ばく状況で生じうる困難への対策の考え方を提示
ガイドライン骨子と例題(ケーススタディ)を論文化、国際的なレビューも経験(D Sugiyama et al, J Radiol Prot, 38, 456, 2018.)
 今後、新体制となった放射線防護標準化委員会において、ガイドライン制定の検討が進められる予定

32

R電力中央研究所

本専門研究会に関連する論点(私案) 段階的な参考レベル
 短期的・長期的保管
 1 mSv/y 保管(長期的目標)
 処分(介入免除の考え方)「自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護」

り「現存被ばく状況における廃棄物の管理に関する防護のガイドライン」

 参考レベル 1-10 mSv/y
 侵入 1 mSv/y 保管(管理期間)
 線量拘束値(1mSv/y以下)
 処分

~

~

環境修復活動における現存する線量を低減するための取り組み

計画被ばく状況における廃棄物管理(保管、処分)

cCRIEPI33

参考資料 : 現存する被ばく状況に関する防護の安全規準○ 適用の範囲
この安全規準は、公衆の構成員に影響を及ぼす長期被ばくの状況のうち、「介入」に関連のある現存する被ばく状況に適用する。これには、自然放射線源からの高線量被ばくに関する対策、放射性物質の使用を含む人間活動が行われた場所の復旧と回復、環境に放射性物質を放出した事故に続く「常態」への復帰などを含む。
○ 線量規準介入がほとんど常に正当化される一般参考レベル
現存年線量 100 mSv
これ以下では介入が正当化されそうにない一般参考レベル
現存年線量 １0 mSv（商品について）介入を免除できる一般参考レベル
追加年線量 １ mSv
ここで示された線量の数値は厳格なものではなく、介入の要否を判断するた
めの線量レベルの目安を表すに留まる。これらの具体的な適用については、ガイドライン等で事例ごとに、別に定められる。

34

参考資料 : NORM等に対する防護のガイドライン○ 適用の範囲
このガイドラインは、自然放射性物質（ＮＯＲＭ）および放射線のレベルが人為的に高められたＮＯＲＭ（ＴＥＮＯＲＭ）に関する現存する被ばく状況に適用する。
○ 線量規準対応のための年線量の目安／規準
1 ～ 10 mSv／年（対象物の状況に応じて）
ただし、管理になじまないものは、管理対象から除外する。
（注）一般消費財（商品）など、「行為」的な要素が強く、対象物の管理が容易なものについては 0.01 mSv／年

35

参考資料 : NORM等に対する防護のガイドライン
表

自然放射性物質を含む物質の分類と対応案
‑ ‑・‑
. ‑

‑

区分

検討を要する市例

除外、行為、

法令によ

介入の区別

る規制

対 応の た め
対応の方法の線量 の目安／規準

鉱物、鉱石等に含庭石、研究 ・教育用サンプ

まれる自然放射性

ル、博物館所有の鉱物サン

物質の比率を高め

I る処理 をしていな

プル、工事現場や河原などから出た鉱石など

除外

対象外

介入

対象外

いもの
（区分 2、3、 4、5、 6を除く）

2

3

過去に廃棄されたチタン工場等から廃棄され自然放射性物質をた残液、不法投棄された残

含む残栢

潅など

産 業で生成される石炭灰（フライア ッシュを灰、缶石など含む）、ガス田 ・油田の缶石、（原材料として取製鉄での鉱滓など

今後の検討
対策レベル

( I
l
OmSv
/
年
）

り扱う物質は免除

今後の検討
介入

対象外

対策 レベル

( 1
lOmS
v/
年
）

レベル浪度以下の
もの）
現在操業中の鉱山

モナザイト、バス トネサイ

・一定浪度を超えるの残士、産業利用

ト（研磨材）、ジルコン、タ

可 能 性のあるものの残液（処分）ンクライト、リン鉱石、サを特定する

マリウム、ウラン鉱石、 ト• 特定物質の利用のリウム鉱石、チタン鉱石、

4

行為／介入

対象

うち、作業者または石炭灰（フライアッシュを一般 公 衆 が 受 け る含む）、その他一般消費財の線 量 に 応 じ放射 線

原料など

防護上の適切な管

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年
（これを超
えたら規制
するか、介
入するかを
検討）

理を求める

放射線審議会総会「自然放射性物質の規制免除について（平成16 年7 月22 日修正）」より抜粋

36

参考資料 : NORM等に対する防護のガイドライン
視 (F操窯中の鉱山

モナザイト、バストネサイ• 一 定況度を超えるの残上、産業利用

ト（研店け）、ジルコン、ク

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l<処分）
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マリウム、ウラン鉱在ト• 特定杓質の利用の

リウム鉱

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対象

うち、作塔名tたは石炭灰（フライアッシュを一穀公表が受ける

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I触媒、耐火物、研店

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ラドン

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核原料物臼鉱山における臓案閲況のラト ンftxi:、 ー穀騒苓四虔におけるラドンで上瀾をほく

行為

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レベルを適用鉱山 jf•!i.

法の対象
対象外

対策 レベル

今後の検討

放射線審議会総会「自然放射性物質の規制免除について（平成16 年7 月22 日修正）」より抜粋

37

資料 5-1

2019 年 2 月 12 日
第 5 回自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
議事次第

1. 出席委員確認と自己紹介（新規オブザーバー）

13:30～13:35

2. 2018 年 11 月シンポジウムについて（議事録確認に代えて）

13:35～13:40

3. 本日の議事説明（主査）

13:40～13:45（本資料）
4. 専門研究会報告書について（齋藤委員）

13:45～14:15（資料 5-2）
5. 専門委員会報告書の内容についての議論 （全員）14:15～15:30（資料 5-2）
6. 今後の予定について

15:30～15:45（資料 5-3）
6.本専門研究会を振り返って （下主査）

15:45～16:00

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する
専門研究会

報告書

補足資料 2自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
特別セッション資料及びシンポジウム
配付資料、議事録及び意見募集結果

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する
専門研究会

報告書

補足資料 2-1

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
特別セッション
配付資料

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自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
活動報告（1）

燃料技術本部
廃棄物技術管理G シニアスタッフ
麓 弘道

2018.6.30
三菱原子燃料株式会社© MITSUBISHI NUCLEAR FUEL , LTD. All Rights Reserved.

人 三菱原子燃料

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報告事項
１．専門研究会趣旨と、第1回研究会の概要
２．第2回研究会の概要
３．第3回研究会の概要
４．第4回研究会の概要

2018.6.30
三菱原子燃料株式会社© MITSUBISHI NUCLEAR FUEL , LTD. All Rights Reserved.

人 三菱原子燃料

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呈
喜
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１．専門研究会趣旨と、第1回研究会の概要(1) 平成29年6月29日 第1回専門研究会 開催 議題：専門研究会趣旨説明及び国内外の自然放射性核種に係る規制免除状況等
 趣旨説明；
 鉱物、鉱石、自然放射性廃棄物を含む残さや鉱山残さ等の放射線防護体系に入っていない
物質の取り扱いを改めて確認する。
 IAEAのDS459「ウラン製造と他のNORM活動からの放射性核種の管理」を参考にする。
DS459はドラフト段階ではあるが、ウラン等自然放射性物質について1Bq/g以下の濃度は現
存被ばく状況、 1Bq/gを超える濃度は計画被ばく状況と整理して、自然放射性物質の管理を提言している。
 我が国では放射線審議会で「自然放射性物質の規制免除について」報告しているが、「精製された核燃料物質や放射線源として利用するもの」、「ラドン」は対象とされていない。
 本研究会では自然放射性物質を含んだ基準値の根拠となるべき関連する課題を検討し、もって新しい考え方が明示できることを目標とする。

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１．専門研究会趣旨と、第1回研究会の概要(2) 平成29年6月29日 第1回専門研究会 開催
 議題：
 ウランを含む廃棄物の処分・クリアランス・規制免除等に関する国内外の検討状況について
 ウラン核種を含み、核燃料サイクルから発生するウラン含有廃棄物については、過去、国内で、天然起源の核種を主たる組成とする廃棄物として、様々な議論がなされたが、線量基準を満足することの説明が困難であることから、処分の実現には至っていない。
 他方、再利用に限定されてはいるものの、ウラン核種を含む物品のクリアランス制度は10μSv/年の線量基準で制度化された。
 一方で、自然放射性物質を含む物質の免除レベルは、核燃料物質を除くNORMについては放射線審議会
で議論されている。

 自然放射性核種を含む廃棄物の処分等に関する問題提起
 ウラン核種を含む廃棄物として、NORMと共に、核燃料サイクルで発生する廃棄物についても、諸外国では免除、あるいは線量基準を満足する期間を指定することで、埋設処分されているが、我が国では、制度化に至っていない。
 それは、分離されたウラン核種が数10万年を経過して生成してくる子孫核種の取り扱いについて、定まった考え方がないことによると考えられる。
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2．第2回研究会の概要(1) 平成29年10月27日 第2回専門研究会 開催
 議題：
 ICRPとIAEAにおける免除に関する規準の異動
 IAEAでは、免除のための線量基準は、「合理的に想定されるすべての状況において線量がとるに足らないもの」、「放射線防護が最適化されていること」から合理的に予測可能なすべての状況で10μSv/年、発生確率の低いシナリオで1mSv/年とした。
 人工核種の免除レベルは10μSv/年から放射能濃度を算出している。但し、ICRPのPubl-104では「これ(10μSv/年)が免除を認める唯一の判断基準ではないことを注記する」としている。
 自然起源の放射性物質についての1Bq/gまたは、10Bq/gの免除レベルは、計画被ばく状況について適用されるが、現存被ばく状況については適用されない。
 自然放射性物質を規制免除する線量基準として1mSv/年(IAEAは1mSv/年オーダー)を提示している。
 核燃料として取り出したウランについて、線量基準は必ずしも10μSv/年でなくてもよいのではないかとの議論があった。
 免除、クリアランスの単位については、運用を規制当局が決めるもの
 NORMに対する規制免除の考え方と比較すべき。

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喜
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2．第2回研究会の概要(2) 平成29年10月27日 第2回専門研究会 開催
 議題：
 社会心理学から観た『安全』と『リスク認知』 安全とは「許容できないリスクがないこと」である。
 現代社会で意思決定は非専門家である当事者であり、社会全体のリスク認識を調整することが求められている。
 倫理の立場からは、声を上げていない潜在的な利害関係者も含めて合意することが必要。
 意思決定が国なのか、県なのか、町なのか。
 将来世代の安全を、どこまで担保しなければならないのか。コストも無限にかけるのか。
 環境倫理の観点から、ウランを自然に返す方向で処分を合意できないか。

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3．第3回研究会の概要(1) 平成30年1月16日 第3回専門研究会 開催
 議題：
 環境分野における安全基準とリスク管理
 化学物質に対する環境基準は、対象が人工物か否かを考慮しない。
 閾値がない化学物質については、年間の発がんリスク、10-5を適用しているが、これはがんの罹患でがん死亡ではない。また、個別の化学毒物に適用され、総和は取らない。
 年間の発がんリスク10-5が達成できない海外の水道水中のヒ素等にはALARAが適用される。
 一度決めた基準を緩和するのは極めて困難。
 分離した核燃料サイクルのウラン廃棄物に固有の10万年経過後の子孫核種の生成については、その不確実性をどのように扱うのか、長期経過の後は現存被ばくと見なすのではないかとの議論があった。

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3．第3回研究会の概要(2) 平成30年1月16日 第3回専門研究会 開催
 議題：
 自然放射性核種を含む廃棄物に関するこれまでの取組経緯
 我が国のNORMからの防護のガイドラインは現存被ばく状況における介入のガイドラインが適用されている。
 計画被ばく状況については、ウランクリアランスを除き、廃棄物の最終処分の基本的考え方は、天然賦存性の取り扱い等を理由に先送りされている。
 ラドンについて、福島事故以前に、国際的なクリアランス基準濃度以下について、評価対象から除外するとの記載の指針があったが、それ以外は未定である。
 ICRPでは、人間侵入に起因する公衆被ばくについて、介入レベルの導入が検討されている。

 自然放射性物質濃度の変動について
 我が国の自然放射線による寄与は一人当たり平均2.1mSv/年であるが、医療被曝は3.87mSv/年である。我が国の宇宙線の変動は、0.3mSv/年-0.4mSv/年であり、大地からの変動は、0.17mSv/年-0.52mSv/年である。
 我が国のラドンの線量は平均0.37mSv/年、トロンは平均0.1mSv/年で変動は1/数から数倍となる。ラドン、トロンの線量は、閉じ込め状況等の生活環境、屋内外の違い、浮遊粉じん、湿度、気象等による影響を受けるので、変動の度合いは参照したデータに依存する。我が国の食品からの線量は平均0.8mSv/年(体内カリウムによる寄与を除く)
で変動は1/数から数倍である。個別の食品の放射能濃度の幅は、年間の摂取量を考えると、平均化される。その場合、変動は、食習慣や食べる量に依存すると考えられ、変動は1/数よりも小さくなると考えられる。

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3．第3回研究会の概要(3) 平成30年1月16日 第3回専門研究会 開催
 議題：
 NORM等について
 放射線審議会基本部会での方針。自然放射性物質は利用される場合は「行為」の対象となるが、「介入」の対象としての要素を持っている。
 ウラン又はトリウムを含む原材料、製品等の安全確保に関するガイドラインでは、事業者による自主管理として、1mSv/年を超えると推定される場合は、必要な被ばく低減化措置を実施する。
 DS459を参照すると、ウラン等核種について、1Bq/g以下は現存被ばく状況で規制にかからない。1Bq/gを超えた場合でも1mSv/年を満足する場合は免除、超える場合は規制に入り、安全評価の結果1mSv/年以下となる場合は再び免除となる。
 BSSでは職場のラドンについて、年間平均濃度1000Bq/m3以下を参考レベルとしている。
 我が国の核燃料鉱山では、現存被ばくの参考レベル(1000Bq/m3以下)としている。

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4．第4回研究会の概要(1) 平成30年6月1日 第4回専門研究会 開催
 議題：
 放射線防護基準に対するリスク学的視点からの検討
 ICRPは1977年勧告で、集団としてのリスクとして10-4に相当する線量を平均5mSv/年以下として、放射線
従事者の線量上限を50mSv/年と定めた。公衆も線量上限を5mSv/年として、集団としての被ばく量を0.5mSv/年とすることで、がんと遺伝性影響の確率を10-5/年として、いずれも容認可能とした。
 ICRPは1990年勧告で年間50mSv/年の被ばくで死亡確率が8%以上増加するとして従業員被ばくとして、耐認できるレベルとして年間20mSv/年を勧告した。公衆については、例を挙げると、65歳まで、リスクが10-4/年を超えないこと等、色々な観点から議論して、最終的に1mSv/年を勧告した。
 低線量リスク推定に関連した仮定やモデルの妥当性と不確かさ(LNTモデル、DDREF(dose and dose
rate effectiveness factor)) 廃棄物処分のような、長期の被ばくシナリオに関連した、仮定やモデルの妥当性と不確かさが、長期の線量推定や低線量リスク推定に、影響する。
 不確定性と損失の評価、意思決定者や市民との対話

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4．第4回研究会の概要(2) 平成30年6月1日 第4回専門研究会 開催
 議題：
 人形峠におけるウラン残土について
 坑道掘削による探鉱作業は、一部を除き、1967年までに終了した。
 鉱山跡として、坑口周辺には、鉱床にたどり着くまでに掘り出されたズリが捨石堆積場として残されていた。
 1988年8月15日に捨石堆積場において、外部放射線量が高いとの新聞報道があり、地権者等による撤去が要求された。
 鳥取県側の方面堆積場では、比較的放射能レベルの高い300m3を2005年に米国の製錬所に搬出し、残りの2,700m3は
1Bq/gを下回るレンガを2008年から製造し売却することにより、解決した。
 捨石は廃棄物ではない。

 現存被ばく状況における廃棄物管理に関する放射線防護の課題
 「現存する被ばく状況に関する防護の安全基準」で、これ以下では介入が正当化されそうにない一般参考レベルとして示された線量基準「現存年線量10mSv」を参考に、段階的な参考レベルの適用として、年間1～10mSv以下の線量レベルをめやすとする。
 ICRP Pub-55 (50)では、汚染地域に居住する人々の防護の最適化のための参考レベルは1-20mSv/年のバンドの下方部分から選択すべき。
 廃棄物の短期的・長期的な保管に起因する被ばくについては、段階的な参考レベル(1～10mSv/年)
 処分後の廃棄物に起因する被ばくについては、一般介入レベルを適用して1mSv/年以下。

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MOVETHEWORLDFDRW RD

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4．第4回研究会の概要(3) 平成30年6月1日 第4回専門研究会 開催
 議題：
 国内外における劣化ウランの取扱 我が国と同様、資源としての位置付をしている国が多いが、英国、米国では処分も検討されている。
 英国で地層処分を想定しているが、当面は長期貯蔵
 米国では比較的深度のある浅地中処分を想定している。
 処分候補地は乾燥地帯で、定量的な評価は1万年まで、それ以降は定性的な評価を考えて
いる。

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4．第4回研究会の概要(4) 平成30年6月1日 第4回専門研究会 開催
 議題：
 専門研究会報告書及びシンポジウムの開催について


専門研究会の経過については幹事が取りまとめ、課題に対する考え方を委員と幹事でとりまとめる。
 設定した課題は以下、
1) 計画被ばく状況と現存被ばく状況の考え方について
2) 除外・規制免除およびクリアランスに関する放射線防護基準について
3) 長期の時間スケールと不確実性の扱いについて
4) リスク論的考え方について

5) ラドンの扱いについて

6) 科学的毒性等の放射性毒性以外の取り扱いについて

7) 社会学的側面

8) 原子炉等規制法管理下のウランとNORMとの対比について シンポジウムのパネルディスカッションでは論点を絞り、参加者と意見交換する。
 議論のポイントは以下
1) 核燃料ウランとNORMとでは何がどう違うのか。
2)クリアランス、規制免除、除外の放射線防護基準をどう考えるべきか。
3) 処分の放射線防護基準をどう考えるべきか。

~

4) ラドンの扱いをどうするか。

MITSUBISHI NUCLEARFUEL

13

MOVETHEWORLDFORW>RDMITSUBISHI
HEAVY
INDUSTRIES
GROUP

⽇本保健物理学会 第51回研究発表会
企画セッション「⾃然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護」
2018年6⽉30⽇

⾃然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専⾨研究会 活動報告（2）
国⽴研究開発法⼈ ⽇本原⼦⼒研究開発機構
核燃料・バックエンド研究開発部⾨

齋藤 ⿓郎

／／

報告事項
 １．はじめに ２．本研究会の検討課題の紹介

１）検討課題２）計画被ばくと現存被ばく
３）クリアランス、規制免除及び除外
４）処分の防護基準
 ３．シンポジウム開催について／／

2

１．はじめに 本研究会では、⾃然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する問題点について、放射線防護の視点から討議を進めている。

 今後の検討課題について整理・紹介するとともに、企画中のシンポジウムについて紹介する。

／／

3

2．本研究会の検討課題の紹介
1）検討課題 本研究会で取り上げられ、重要と位置付ける主な課題は

以下のとおり① NORMと放射性廃棄物、及び計画被ばくと現存被ばくの整理② クリアランス、規制免除、及び除外の概念を廃棄物
やNORMの処分へ適⽤する際における既存論理の整理③ 処分の防護基準について、短期と⻑期における考え⽅
の整理

／／

4

2．本研究会の検討課題の紹介
2）計画被ばくと現存被ばく
原⼦⼒施設から発⽣する放射性廃棄物と⾃然放射性核種を含む廃棄物等について、ウラン・トリ
ウム廃棄物では核種組成は徐々に同⼀化する。
 計画被ばくと現存被ばくの定義に戻った考え⽅の整理を試みる。
／／

5

2．本研究会の検討課題の紹介
2）計画被ばくと現存被ばく【主な論点】
 ⾃然放射性核種を含む廃棄物は、仮令核種組成と濃度が同じでも、
原⼦炉等規制法による許可事業からの廃棄物では扱いが異なる。
 許可事業からの廃棄物: 計画被ばく状況 NORM（鉱⼭保安法の鉱さい等含む） : 現存被ばく状況

 計画被ばくの前提条件は管理可能であること。

 例1）管理期間終了後の事故、過失、故意の侵⼊等は現存被ばく
 例2）事故等の事前評価は計画被ばく

1万年を超える超⻑期評価による不確実性は計画被ばく状況といえるのか︖
 超⻑期評価における防護性能の不可避的喪失は︖


／／

6

2．本研究会の検討課題の紹介
3）クリアランス、規制免除及び除外 ⾃然放射性核種の特性︓

⽣活環境中に広く存在していること
 ⼈⼯放射性核種とは異なるクリアランスの考え⽅

⼈⼯放射性核種︓被ばく量10μSv/y相当濃度

（再利⽤等クリアランス後の核種移⾏シナリオより算出）

⾃然放射性核種︓放射能濃度1Bq/g（世界平均濃度分布に由来、IAEA RS-G-1.7、GSR Part3他
なお、国内では10μSv/y相当濃度を再計算）

 NORM等原⼦炉等規制法下にない処分との整合性も含め、放射性防護へ適⽤されたときの考え⽅の整理を試みる。

／／

7

2．本研究会の検討課題の紹介
3）クリアランス、規制免除及び除外【主な論点】
 ・除外︔廃棄物から発⽣するラドンは除外されるべきか、

⼦孫核種は除外されるべきか。
 ・規制免除︔⾃然放射性核種の廃棄物は、ある濃度以下で規制免除されるべきか。
 ・クリアランス︔処分限定クリアランスが１Bq/ｇ未満の廃棄物に適⽤されるべきか。

／／

8

2．本研究会の検討課題の紹介
4）処分の防護基準
 処分の防護基準の構成要素

 基盤的要件︓公衆の個⼈線量限度防護

 処分施設の防護基準︓線量拘束値（個⼈に影響する施設の重複考慮）
 頑健性確認︓意図しない⼈間侵⼊等を想定した
現存被ばく状況等の参考レベルとの⽐較／／

9

2．本研究会の検討課題の紹介
4）処分の防護基準
 これまでの処分防護基準の考え⽅

国内では埋設処分事業における施設管理として、数百年程度の短期を想定。多くの重要核種が短半減期の⼈⼯核種である原⼦炉等の廃棄物では適切。

 ⾃然放射性核種を含む廃棄物の処分適⽤
 線量拘束値による⻑期管理の課題

気候・地質変動
制度的管理の維持困難
技術的基準による性能維持の不確実性等

処分安全の考え⽅の基盤である放射線防護の⽴場において、短期から⻑期に⾄る処分施設防護の設計基準の変遷をどう位置付けるべ
きか、考え⽅の整理を試みる。

／／

10

3．シンポジウム開催について
I.
II.

開催⽇時︓9⽉20⽇（⽊）東京⼤学⼯学部3号館31教室
⽬的、位置づけ

放射線防護の⽴場及び廃棄物処分安全評価の⽴場等からパネリストを招き、専⾨家としての率直な意⾒と、シンポジウム参加者の印象・感想が交換できる場を提供したい。

III.

テーマと議論のポイント① 放射線防護基準を考えるうえで、核燃料U とNORM とでは何がどう違うのか︖② クリアランス、規制免除、除外の放射線防護基準（線量基準、濃度基準等）をどう考えるべきか︖③ 処分の放射線防護基準をどう考えるべきか︖④ ラドンの扱いをどうするか︖／／

11

3．シンポジウム開催について
議事次第① 基調講演（本研究会
IV.

② パネル討論（東京⼤学

下 道國主査）飯本 武志教授）

パネリスト候補者（調整中）●ウラン廃棄物の処分の放射線防護の観点から1 名●NORM の放射線防護（ラドンの扱い含む）の観点から1 名●リスク管理の観点から1 名●社会学的⾒地の観点から1 名●埋設事業の観点から1 名●その他から1 名／／

12

ご清聴ありがとうございました。

／／

13

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する
専門研究会

報告書

補足資料 2-2自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会 シンポジウム
配付資料

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
シンポジウム （2018 年 9 月 20 日）
東京大学工学部 3 号館 31 教室
13:00～

参加受付
1.

開会挨拶

吉田 浩子 保健物理学会 企画委員長

13:30～13:35

2.

招待講演

山田 憲和 原子力規制庁 技術基盤課

13:35～14:20「中深度処分に係る規制基準の検討状況について」
3.

基調報告

下

道國

専門研究会主査

14:20～14:50「専門研究会における検討状況と課題」＜休 憩＞

14:50～15:00

4.

15:00～17:00

パネルディスカッション
座長

飯本 武志

国立大学法人 東京大学

パネラー

岩岡 和輝

（国研）量子科学技術研究開発機構

大越 実（公社）日本アイソトープ協会

財津 知久（国研）原子力研究開発機構

杉山 大輔（一財）電力中央研究所

麓

三菱原子燃料(株)（五十音順）

弘道

テーマ1) 除外・規制免除及びクリアランスに関する放射線防護基準について
2) 計画被ばく状況と現存被ばく状況について
3) 長期の時間スケールと不確実性の扱いについて
4)

ラドンの扱いについて

5) 社会学的側面（世代間の公平性、環境倫理的側面）について
5.

まとめ

下 道國 専門研究会主査

17:00

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2) ᖹᡂ6ᖺ6᭶24᪥䛂ཎᏊຊ䛾◊✲䚸㛤Ⓨཬ䜃฼⏝䛻㛵䛩䜛㛗ᮇィ⏬䛃䖾 䜴䝷䞁ᗫᲠ≀䛾ฎ⌮ฎศ䛻㛵䛧䛶䛿䚸䛂䜴䝷䞁⃰ᗘ䛜ẚ㍑ⓗప䛔኱㒊ศ䛾ᗫᲠ≀䛻䛴䛔䛶䛿䚸ẁ㝵⟶⌮䠄ᨺᑕ⬟䛾ῶ⾶䛻ᛂ䛨䛶䚸ಖᏳ䛾䛯䜑䛾ᥐ⨨䜢ẁ㝵ⓗ䛻ኚ᭦䛩䜛⟶⌮᪉ἲ䠅䜢క䜟䛺䛔⡆᫆䛺᪉ἲ䛻䜘䜛ὸᆅ୰ฎศ䜢⾜䛖䛣䛸䛜ྍ⬟䛸⪃䛘䜙䜜䚸௒ᚋ䚸ලయⓗ䛺᪉ἲ䛾᳨ウ䜢⾜䛳䛯ୖ䛷䚸ᇶ‽䛾ᩚഛ➼䜢ᅗ䛳䛶䛔䛟䛣䛸䛸䛧䛶䛔䜛䚹53) ᖹᡂ12ᖺ12᭶14᪥ཎᏊຊጤဨ఍ཎᏊຊ䝞䝑䜽䜶䞁䝗ᑐ⟇ᑓ㛛㒊఍䛂䜴䝷䞁ᗫᲠ≀ฎ⌮ฎศ䛾ᇶᮏⓗ⪃䛘᪉䛻䛴䛔䛶䛃䖾 䜴䝷䞁䛿༙ῶᮇ䛜㛗䛟䠄౛䛘䜀238U䛾༙ῶᮇ䛿⣙45൨ᖺ䠅䚸ᏊᏞ᰾✀䛾⏕ᡂཬ䜃⣼✚䛜䛒䜛䛣䛸䛛䜙䚸ᗫᲠ≀䛻ྵ䜎䜜䜛ᨺᑕᛶ᰾✀⃰ᗘ䛾ῶ⾶䛜ᮇᚅ䛷䛝䛺䛔䛸䛧䛶䛔䜛䚹䖾 䛧䛯䛜䛳䛶䚸ᚑ᮶䛾ప䝺䝧䝹ᨺᑕᛶᗫᲠ≀䛾ฎศ䛻䛴䛔䛶㐺⏝䛥䜜䛶䛔䛯ẁ㝵ⓗ⟶⌮䛾⪃䛘᪉䚸䛩䛺䜟䛱䚸ᨺᑕᛶ᰾✀⃰ᗘ䛾ῶ⾶䛻ᛂ䛨䛶ẁ㝵ⓗ䛻⟶⌮䜢⾜䛔୍ᐃ䛾⟶⌮ᮇ㛫ᚋ䛻⟶⌮䜢⤊஢䛩䜛䛸䛔䛖⪃䛘᪉䛜㐺⏝䛷䛝䛺䛔䛸䛧䛶䛔䜛䚹䖾 䛣䛾䛣䛸䛛䜙䚸ᑐ㇟ᗫᲠ≀䛻䛴䛔䛶䛿䚸㝖ᰁฎ⌮䛻䜘䜛ึᮇ⃰ᗘ䛾పῶ໬䜢⾜䛔䚸ྜ⌮ⓗ䛻ྍ⬟䛺㝈䜚䜽䝸䜰䝷䞁䝇䝺䝧䝹௨ୗ䛾䜒䛾䛸䛩䜛䛣䛸䛜㔜せ䛷䛒䜛䛸䛸䜒䛻䚸䛭䜜௨እ䛾ฎศ䛾㝿䛻䛿㛗ᮇ䛻䜟䛯䛳䛶⟶⌮䜢⥅⥆䛩䜛䛣䛸䛺䛹䚸⟶⌮䛾ᅾ䜚᪉䛻䛴䛔䛶䜒᳨ウ䛩䜛ᚲせ䛜䛒䜛䛸䛧䛶䛔䜛䚹䖾 ฎศ䛻㛵䛩䜛⥺㔞┠ᶆ್䛻䛴䛔䛶䛿䚸බ⾗䛾⥺㔞㝈ᗘ䛾1 mSv/ᖺ䜢Ᏺ䜛䛣䛸䜢ᇶᮏ䛸䛧䛶䚸㐺ษ䛺್䜢タᐃ䛩䜛䛣䛸䛜ᚲせ䛷䛒䜛䛸䛧䛶䛔䜛䚹6䠄䛴䛵䛝䠅䖾 䛺䛚䚸኱ᆅ䛛䜙䛾ᖹᆒⓗ䛺⮬↛ᨺᑕ⥺㔞⣙0.45mSv/ᖺ䠄እ㒊⿕䜀䛟⥺㔞䠅䛾⣙1/3䛿䚸䜴䝷䞁䛸䛭䛾ᏊᏞ᰾✀䛛䜙䛾ᐤ୚䛷䛒䜛䛸䛥䜜䛶䛔䜛䚹䛧䛯䛜䛳䛶䚸つไ㝖እ⥺㔞䠄10 μSv/ᖺ䠅䛿䚸䛣䛾኱ᆅ䛛䜙䛾ᖹᆒⓗ䛺⮬↛ᨺᑕ⥺㔞䛸ẚ㍑䛧䛶ᑠ䛥䛟䚸ᑐ㇟ᗫᲠ≀䛻䛴䛔䛶䛾㐺ษ䛺⥺㔞┠ᶆ್䛾タᐃ䛻ᙜ䛯䛳䛶䛿䚸䛣䛾Ⅼ䛻䛴䛔䛶䜒⪃៖䛩䜛䜉䛝䛷䛒䜛䛸䛧䛶䛔䜛䚹䖾 ホ౯䛻ᙜ䛯䛳䛶䛿䚸᫬㛫䛾⤒㐣䛸䛸䜒䛻⪃៖䛩䜉䛝䝅䝘䝸䜸䚸䝰䝕䝹䜔䝟䝷䝯䞊䝍䛻㛵䛩䜛୙☜ᐇᛶ䛜኱䛝䛟䛺䜛䛣䛸䜢⪃៖䛩䜛ᚲせ䛜䛒䜛䚹䛭䛾㝿䚸䜴䝷䞁䛾ᏊᏞ᰾✀䛾୍䛴䛷䛒䜛Ẽయ≧䛾䝷䝗䞁ཬ䜃䛭䛾ᏊᏞ᰾✀䛻䜘䜛⿕䜀䛟⥺㔞䛻䛴䛔䛶䛿䚸䝰䝕䝹䜔䝟䝷䝯䞊䝍䛻㛵䛩䜛୙☜ᐇᛶ䛾ᙳ㡪䜢≉䛻኱䛝䛟ཷ䛡䜛䛣䛸䜒␃ព䛩䜉䛝஦㡯䛷䛒䜛䛸䛧䛶䛔䜛䚹7

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12䖾 ᰾ཎᩱ≀㉁䚸᰾⇞ᩱ≀㉁䛻㛵䛧䛶䛿ᮏ᳨ウ䛾ᑐ㇟እ䛸䛧䛶䛔䜛䚹䛺䛚䚸䛯䛰䛧䚸⾲5䛾୰䛷つไච㝖䝺䝧䝹䛾䛯䜑䛾つ‽⥺㔞䛿䚸10 μSv/y䜢᥎ዡ䛧䛶䛔䜛䚹䠎䠅 ᖹᡂ22ᖺ1᭶19᪥ᨺᑕ⥺ᑂ㆟఍ᇶᮏ㒊఍䛂ᨺᑕᛶᅛయᗫᲠ≀ᇙタฎศཬ䜃䜽䝸䜰䝷䞁䝇䛻ಀ䜛ᨺᑕ⥺㜵ㆤ䛻㛵䛩䜛ᇶᮏⓗ⪃䛘᪉䛻䛴䛔䛶䛃䖾 ᡃ䛜ᅜ䛻䛚䛡䜛ᨺᑕᛶᅛయᗫᲠ≀䛾ᇙタฎศ䛻䛚䛡䜛㛗ᑑ࿨᰾✀䛻䜘䜛₯ᅾ⿕䜀䛟䜢⪃៖䛧䛯つ‽䛾⪃䛘᪉䛻䛴䛔䛶᳨ウ䛩䜛䛸䛧䛶䛔䜛䚹䖾 ྛฎศ᪉ἲ䛷᝿ᐃ䛥䜜䜛⮬↛㐣⛬䛻䛚䛡䜛₯ᅾ⿕䜀䛟䛾Ⓨ⏕☜⋡䛾ṇ☜䛺ᐃ㔞໬䛿ᡃ䛜ᅜ䛷䜒ᅔ㞴䛷䛒䜛䛣䛸䛛䜙䚸඲䛶䛾㛵㐃䛧䛯⿕䜀䛟≧ἣ䛸䛭䜜䜙䛻௜㝶䛩䜛☜⋡䛾ໟᣓⓗ䛺ホ౯䜢ᚲせ䛸䛩䜛⤫ྜ䜰䝥䝻䞊䝏䛷䛿䛺䛟䚸⥺㔞䠋☜⋡ศゎ䜰䝥䝻䞊䝏䜢⏝䛔䚸㉳䛣䜚䛭䛖䛛䛒䜛䛔䛿௦⾲ⓗ䛺ᨺฟ䝅䝘䝸䜸䛻䜘䛳䛶ィ⟬䛥䜜䛯⥺㔞䛸つ‽䛸䜢ẚ㍑䛩䜛䛣䛸䛜ᇶᮏ䛸䛧䛶䛔䜛䚹䛭䛾つ‽䛻䛿䚸⥺㔞ᣊ᮰್䜢㐺⏝䛧䚸⥺㔞ᣊ᮰್䛾ලయⓗ䛺್䛿
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14ᮏᑓ㛛◊✲఍タ❧᫬䛻㓄៖䛚䜘䜃␲ၥ䛸䛥䜜䛯஦㡯䠍䠊ᨺᑕᛶᗫᲠ≀ฎศሙ䛾⟶⌮㐠Ⴀ䛻ᙜ䛯䛳䛶䛿䚸ಖ≀㛵ಀ⪅䜒௵ົ䜢ᖏ䜃䜛䛜䚸ಖ≀㛵ಀ⪅䛿䛭䛾⌮ᛕ䞉▱㆑䞉ᢏ⾡➼䛻⢭㏻䛧䛶䛔䛺䛡䜜䜀䛺䜙䛺䛔䚹䠎䠊ᨺᑕ⥺㜵ㆤ䛻㛵䛧䛶䚸ᨺᑕᛶ≀㉁䛾✚ᴟⓗ฼⏝䠄୍⯡ᾘ㈝㈈䜢㝖䛟䠅䛻䛚䛡䜛฼⏝᫬ཬ䜃ᗫᲠ᫬䛷つไ䞉ᇶ‽䛜ཝ䛧䛟Ỵ䜑䜙䜜䚸䜎䛯ồ䜑䜙䜜䛶䛔䜛䚹䠏䠊୍᪉䚸NORM䛻㛵䛧䛶䛿䚸つไ䞉ᇶ‽䛿䚸⮬↛≀䛾❧ሙ䛛䜙⦆䜔䛛䛷䛒䜛䚹䠐䠊ᨺᑕ⥺ᙳ㡪䛻㛵䛧䛶䚸⮬↛ᨺᑕᛶ≀㉁䛸ேᕤᨺᑕᛶ≀㉁䛸䛷䚸䜎䛯ᨺᑕᛶ≀㉁䛾✚ᴟⓗ฼⏝䛸䛭䛖䛷䛺䛔ሙྜ䠄NORM䠅䛸䛷䚸⛉Ꮫⓗ䛺㐪䛔䛿䛺䛔䚹䠑䠊୧⪅䛿䚸ᩚྜ䛩䜛䜉䛝䛛䚸䛥䛫䜛䛣䛸䛜䛷䛝䜛䛛䚸୙ᩚྜ䜢ᐜㄆ䛩䜛ሙྜ䛾⌮⏤䛿ఱ䛛䚹
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15䠏䠊ᮏᑓ◊䛾䛣䜜䜎䛷䛾άື
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19

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1 Bq/g䜢㉸䛘䜛䜒䛾䛿䚸1 mSv/y䜸䞊䝎䞊䜢ุ᩿ᇶ‽䛸䛧䛶䚸ච㝖䛸つไ䛻ศ䛡䜛⪃䛘᪉䜢ᥦ♧(GSR Part 3)• IAEA䛾⫋ሙ䛾ᖺᖹᆒ䝷䝗䞁⃰ᗘ䠄ཧ⪃䝺䝧䝹䠅䠖1,000 Bq/m3ὀ䠅䝷䝗䞁䛻㛵䛩䜛ICRP່࿌䛿௨ୗ
1990ᖺ່࿌䠖⥺㔞ᇶ‽䛿3-10 䡉Sv/y䚸 ⃰ᗘ䛿ఫᒃ䛻ᑐ䛧䛶200-600 Bq/m3䚸సᴗሙ䛻ᑐ䛧䛶500-1500 Bq/m3
2007ᖺ່࿌䠖⥺㔞ᇶ‽䛿10 䡉Sv/y௨ୗ䚸 ⃰ᗘ䛿ఫᒃ䛻ᑐ䛧䛶600 Bq/m3௨ୗ䚸సᴗሙ䛻ᑐ䛧䛶1500 Bq/m3௨ୗ
Pub. 126 (2014)䠖300 Bq/m3䛷᭱㐺໬䛧䚸10 䡉Sv/y䛷䛾☜ㄆ䛜ᇶᮏ

20➨䠐ᅇ◊✲఍䛾ᴫせ䠄ᖹᡂ30ᖺ6᭶1᪥䠅(1) ᨺᑕ⥺㜵ㆤᇶ‽䛻ᑐ䛩䜛䝸䝇䜽ᏛⓗどⅬ䛛䜙䛾᳨ウ• ICRP 2007ᖺ່࿌䠖ྡ┠䝸䝇䜽ಀᩘ 5.7㽢10-5 /mSv䚹
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* https://www.nsr.go.jp/data/000101631.pdf** http://www.aesj.or.jp/special/report/2014/s_1fteilevel_report2014.pdf

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** ICRP Publication 81, 1999.

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* US NRC, Guidance for Conducting Technical Analyses for 10 CFR Part 61,
Draft Final Report, October 2016.

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専門研究会

報告書

補足資料 2-3自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会 シンポジウム
議事録

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会
シンポジウム 議事録○日時：平成 30 年 9 月 20 日（木）13:30～17:00○場所：東京大学工学部 3 号館 2 階 31 教室○出席者及びプログラム：
開会挨拶

吉田 浩子 保健物理学会 企画委員長

13:30～13:35

招待講演

山田 憲和 原子力規制庁 技術基盤課

13:35～14:20「中深度処分に係る規制基準の検討状況について」
基調報告

下 道國

専門研究会主査

14:20～14:50「専門研究会における検討状況と課題」＜休 憩＞

14:50～15:00

パネルディスカッション

15:00～17:00

座長

飯本 武志

国立大学法人 東京大学

パネラー

岩岡 和輝

（国研）量子科学技術研究開発機構

大越 実（公社）日本アイソトープ協会

財津 知久（国研）原子力研究開発機構

杉山 大輔（一財）電力中央研究所

麓 弘道

三菱原子燃料(株)（五十音順）

・シンポジウム参加者合計（事務局含む） 62 名
○配布資料
議事次第
資料 1

中深度処分に係る規制基準の検討状況について

資料 2

専門研究会における検討状況と課題

資料 3-1 除外、免除及びクリアランスに関する放射線防護基準
資料 3-2 計画被ばく状況と現存被ばく状況について
資料 3-3 長期の時間スケールと不確実性の扱いについて
資料 3-4 ラドンの取り扱いについて
資料3-5 社会学的側面(世代間の公平性、環境倫理的側面)について

1

○議事
1. 招待講演資料 1 により説明が行われた。質疑応答は以下のとおり。
【質疑 1】① p25 について、ALARA のそもそもの考え方を反映して「結果ではなくプロセスの要求」とあるが、p28 等にもあるように結果も要求されていないか。
② 今回の中深度処分に係る規制の考え方は、浅地中処分や、将来制度化される地層処分の考え方にも影響するのか。
【回答 1】①については、設計プロセスを要求しているが、ALARA という抽象的な概念について適切な審査がなされたことを法的に確認する必要もあり、どうバランスを取るか議論があった。あくまで設計プロセスが重要である。ALARA に基づく設計プロセスが適切に実施されれば、通常の状態で保守的なパラメータを設定した状態において 100
μSv/年、厳しい状態で線量拘束値の 300μSv/年が達成されるべきであろうと認識しており、それが達成されていることの確認である。
②について、他の処分形態への規制への適用についても検討している。ただし、浅地中処分については、多くの先行するプラクティスもあり、技術的オプションもそう多くはないので ALARA に基づく設計プロセスはあえて求めず、線量基準をもって規制ない方針である。
【質疑 2】
今回の規制について、自治体や一般住民に規制庁から説明会開催等の検討はされているか。なされるとすればいつ頃か。
【回答 2】
他の規制でも制定した規則の説明の機会を設ける前例はある。ただ、いつ頃かといえば、現段階では案であり、今後パブリックコメント等を経て法制化された後となる。意見等があれば、意見公募時にして頂きたい。
【質疑 3】
p28 について、線量拘束値の被ばく評価対象は代表的個人だとして、100μSv/年の被ばく評価対象は、代表的個人とは異なるのか。
【回答 3】
ここでは、多くの状態の中で最も厳しい状態で最も被ばくするのが代表的個人であると整理したので、線量拘束値の被ばく評価対象が代表的個人であるとした。中深度処分における被ばく経路を考えると、深度があるので埋設地直上の人への影響は限定的であり、地下水以降経路によって放射性物質が放出された河川等を通じた周辺公衆への被ばくが主となると考えられる。したがって、それぞれの状態において最も被ばくする集団は、ここで言っている代表的個人と同じであるかもしれない。なお、
設計プロセスにおいては周辺公衆全体の被ばく線量を低減する設計をすることとしており、そのために放射性物質の生活環境への放出が低減されることを求めている。
2

したがって、線量を指標にこれを低減する設計を選定するとき、周辺公衆の線量が高い人で測るが、それによってその周辺の人への影響も低減されることを含意している。100μSv/y を超えないことの基準は、放射性物質の放出量を周辺公衆の線量が高い人の線量を指標に測っている。
【質疑 4】① p28 について、●：こうだろうと思うところの評価、〇：●評価に付随するバリ
アビリティで、条件が違うとこうなるもの、▲：ICRP publ.122 でいうところの
設計基準変遷、将来予測の幅の中で悪いもので有りそうなもの、◆：これらを無視した、こんなことも有るかも知れないもの。という理解で良いか。
②▲だけが将来予測ではなく、●も将来含めて、劣化を含めて想定すべきなのか。
●はもう少し時間の短い、処分システムが機能している時間枠で考えるものと思っていたが。もし▲と同じ時間枠にあるとすると、●の範囲でも機能しているバ
リアが少なくなってしまい、▲と●にほとんど差がなくなるのではないか。

【回答 4】①については概ねその通りであるが、◆については、機械的に性能をなくしたとした状態ではなく、物理化学的に合理性があり条件によっては起こり得る範囲で、性能が著しく劣化した厳しい状態を示す。●と○の関係は、条件変化で線量が急変しない
ことの確認。▲は設計の範囲。
②について、時間枠は、線量が最も高くなる時期を含む範囲である。状態の時間変
遷はいずれの状態についても考慮する。このとき、設計方針との関係が重要で、どの核種をどの期間、どういったバリアで保持していくのか、それがどう安定なのかを認識して設計し、評価においてその目的が達成されているかを確認していくことになる。
【質疑 5】
代表的個人は、一般的活動をしており、頻度で言うと非常に多いと考えられる。
一方、今後シナリオに細分化していくと、頻度は低くなっていく。このため、代表的個人に対して保守的な通常の状態である▲がより頻度の低い集団となり得るが、これに対して線量基準を定めるという理解で良いか。
【回答 5】
頻度には、周辺公衆の中の生活習慣の頻度と、処分システムの状態の頻度がある。
中深度処分等、ある程度の深さへの処分を前提とすると、大きな河川等への移行などが想定され、代表的個人といえども相当規模の集団となる。一方、処分システムの状態の分布等を考えると、●になるはずの設計であるが、▲や、場合によっては◆の状態になるかも知れない。この時、▲や◆に該当する状態は想定のものであり、生活習

3

慣の頻度と処分システムの状態の頻度を乗じれば、該当する人数が少ないこともあ
り得るが、一般的な生活様式を営む集団を想定しているものである。
2. 基調報告資料 2 により、本専門研究会の趣旨、検討経緯及びシンポジウムのテーマ説明が行われた。
3. パネルディスカッション
資料 3-1～3-5 により、専門研究会シンポジウムの議論から 5 つのトピックを取り上げ、討論が行われた。
進行については、まず担当パネラーからの問題提起がなされ、これについて事前に連絡のあった質疑と、続いて会場からの質疑がなされ、パネラーからこれら質疑を踏まえた回答がなされた。これを各トピックごとに進め、終了後に専門研究会からの要請を受けた事業者から、専門研究会への要望事項が紹介された。
質疑応答は以下のとおり。
(1)

除外、免除及びクリアランスに関する放射線防護基準
資料 3-1 により、大越委員から説明が行われた。

【概要】
1mSv/y を超える被ばく（ラドンによる被ばくを除く）をもたらす、人為的操作が加わった自然起源の放射性物質（廃棄物を含む）は放射線防護の観点からの規制管理の対象とする
世界規模で流通する可能性がある、自然起源の放射性物質を含む金属スクラッ
プ等の有用資源のクリアランスについては、国際的な整合性の観点から、IAEAが提案したクリアランスレベルを使用する。
【指定発言者（予めコメント、質問の検討を依頼した専門家：以下同様）質疑 1】
IAEA では今年から安全指針 RS-G-1.7 の改訂作業を進めており、DS499（免除）の検討に専門家として加わっている。そこでは、ICRP が Pub. 104 で示した規制範囲に関わる図に、自然放射性核種を追加することを検討している。
1 Bq/g を超えていると計画被ばく状況となるが、個別の安全評価を実施して、年間 1 mSv オーダーであれば、1 Bq/g を超えていても個別に規制が免除される。
規制免除やクリアランスでは、年間に 10 µSv オーダー、あるいは、年間に 1
mSv オーダーといった、被ばく線量の規準に関心がどうしても集まるが、「規制をかけることが正味の利益を生じるものではない」という正当化についての議論も必要である。
専門研究会の大テーマとして、「自然放射性核種を含む廃棄物」とあるが、具4

体的にどのような廃棄物を扱おうとされているのか。どれだけの物量を対象としていて、それらがどのような状況で発生していて、どの程度管理に馴染む
ものか、そのような情報があって、初めて、規制免除やクリアランスの成立性が議論できるようになる。仮に物量があまり多くないのであれば、いっそのこと、放射性廃棄物として扱ったほうが良いという話にもなりかねない。原子炉側のクリアランス検認では、数万円の価値しかないものに数百万円以上のコストをかけているのが現状である。
原子力安全委員会のウランクリアランス報告書では、主に「金属の再利用」に
絞って線量評価がされており、行き先を限定した「条件付クリアランス」に近い意味合いがあるが、クリアランス制度上は行き先を限定しない「無条件クリアランス」という位置付けであると理解しているが、この理解で合っているか。
無条件クリアランスであれば、現行制度の枠内においても、1 Bq/g 以下のウ
ラン廃棄物は、一般産業廃棄物処分場への処分が可能である。
【指定発言者質疑 2】
線量基準及び濃度基準をどう考えるか。IAEA は全地球的なウラン分布から濃度基準を考えており、地球科学に基づいているといえる。一方で、原子力行政のドメイン内にある核燃料加工施設から出されるいわゆるウラン廃棄物については、原子力行政からの線量に基づく濃度基準の要請も当然出てくるのではないか。ウラン廃棄物ということで、埋設を考えるのであれば、GSR Part3の付則 I の脚注 65 にある個別クリアランスを検討することも考えられる。
現行のクリアランス制度も必ずしもうまく運用されていないので、社会に対する説明も重要である。
埋設を考えたクリアランスの検討に際して、また、それ以外の浅地中処分も含め、本質的な考察が必要である。つまり、埋設時に防護できればその後減衰する他の多くの放射性廃棄物は、端的に言うと現世代を防護すべく努力すれば、将来世代も防護できると考えられる。一方、ウラン廃棄物は、ビルドアップやラドン発生が将来に起こるが、将来世代のために資源を投入して遠い将来に生じる線量のピークに過度に対処するのであれば、逆に現世代に対して不公平ともいえる。将来世代への公平性の検討も、専門委員会での検討に加えてほしい。
ウランは NORM として、肥料にも含まれる。濃度は低いが、施肥に伴うウランの土壌への収着も報告されている。線源の重畳を考えて、10µSv/y のクリア
ランスの基準値がある一方、免除されている肥料を使うことによるウランの濃縮があるという構図は、違和感がある。こうしたファクトもウラン廃棄物のうち、濃度の低いものの規制管理からの解放にむけた突破口になるかもしれ5

ない。
【パネラー回答】（大越委員）
コメント頂いた課題については、研究会として幅広く議論したい。報告書に載せられるかは今後の議論や絞り込みで検討したい。
本研究会の対象としている自然起源の放射性物質を含む廃棄物の範囲については、まずは、幅広く検討を加えるという観点から、現時点においては限定をしていない。今後の検討の過程で範囲が絞られることになると考えている。
ご指摘通り、正当化、最適化の視点は重要。また、原子力安全委員会のウラン
クリアランスの基準値が主に金属の再利用シナリオだけを対象に検討された
こともご指摘の通りである。なお、その理由については知らない。
ご指摘の線量基準と濃度基準については、事業者によっては線量評価の実施が困難な場合もあること、また、クリアランス物の国際的な流通を考慮すると、統一的な濃度基準が望ましいと考える。
(2)

計画被ばく状況と現存被ばく状況について
資料 3-2 により、財津委員から説明が行われた。

【概要】
自然放射性物質に関しては、IAEA 基本安全基準（GSR Part 3))の考え方は合理的であるが、計画被ばくの活動（行為）内に核燃料物質で汚染されたもの(ウラン廃棄物)の管理（処分含む）はすべて計画被ばく状況として扱うべき。
NORM 処分の放射線防護基準（公衆の線量限度、線量拘束値、参考レベル）
は、長期のタイムフレームの中でウラン廃棄物の処分との整合が図られるようにすべき。
ICRP 勧告（Publ.103、122）によれば、遠い将来の不注意の人間侵入時は、
過去の活動の遺物として緊急時被ばくまたは現存被ばく状況として防護の措置をとることとなる。一方、施設の設計段階においては、計画被ばくの一部である潜在被ばくの考え方に沿って、事象が起こる確率を減らす措置を講じ、最適化を実施すべき。
【指定発言者質疑】
ウラン廃棄物に限らず、遠い将来には現存被ばく状況にならざるを得ないのは、放射性廃棄物の処分及び原子力施設の廃止措置も同様。
原子炉からの廃棄物の処分でも、一定期間内で線量の管理が可能とされているが、グレーゾーンが残っている。

6

【会場質疑】福島事故からの廃棄物は、事故直後は緊急被ばく状況であって、現時点では現存被ばく状況に移行している。これから廃棄物を処分することとなるが、これは現存被ばく状況と、計画被ばく状況と、どちらで扱うこととなるのか。
【パネラー回答】（財津委員）
福島廃棄物対策は現存被ばく状況として扱うのが基本だが、廃棄物処分場の設計にあっては、計画被ばくとして扱うべきである。ただし処分後の遠い将来の現存被ばくの可能性はあるが、それはその時の規制当局がどう扱うかということになる。現存被ばく状況として将来扱われるとしても、今からレガシーのように現存被ばく状況として扱うのではなく、将来起こり得る状況として計画被ばく（潜在被ばく）の範疇で扱うべきと考える※。
潜在被ばくの問題は、既に ICRP publ.81 で扱っている。線量/リスク拘束値を基準とするが、予期しない人間侵入のような確率論的に扱えない部分に対しては介入の考え方による参考レベルを用いることを勧告している。
※ただし当学会では、本専門研究会とは別に、福島廃棄物の処分の扱いと現存被ばくの考え方は検討中との、杉山委員より補足発言があった。

(3)

長期の時間スケールと不確実性の扱いについて
資料 3-3 により、杉山委員から説明が行われた。

【概要】
自然放射性核種を含む廃棄物処分では、想定する地質環境・生活圏環境の時間
スケールが非常に長く、10 万年オーダー以降に子孫核種の蓄積によるピーク
線量が発生。
地下深部は 10 万年オーダーで大きな変化がないが、浅地中処分対象となる地
表付近では、海水準変動などにより、1～10 万年オーダーで環境が大きく変化。
長期将来になればなるほど被ばく線量の不確実性は増大し、遠い将来に受ける個人被ばくには、次第により低い重要度しか与えられなくなる。
影響をある範囲に限定する防護方策を示すことが有効(分解アプローチを志向)防護基準はどうあるべきか、その変遷時期はあるか/いつになるのか?
防護基準（私案）自然過程：線量拘束値、人間侵入及びラドン：参考レベル、定量的評価と定性的評価の変遷時期：管理期間終了後 1 万年

7

【指定発言者質疑 1】
防護基準（私案）を専門委員会として提案するとした場合、一般の方々に以下の 2 件の疑問について説明が必要。
① 何故、定量的評価期間が有限の時間で区切られるのか② 何故、1 万年なのか①の答えは、自然核種であるためと説明できるかもしれない。
②に応えるには、1 万年を提案する根拠として、政府や社会制度の継続性、制度的管理の維持できる可能な長さ等含め、検討が必要。
【指定発言者質疑 2】
放射線防護で重要なのは、人間の行動に関して、どう制御をかけるかということ。核物質防護と同様である。濃度や線量の基準以前に、1 万年もの間のリス
クマネジメントをどう考えているのか。
IAEA の BSS では、サマリウムに由来する被ばくも取り上げているが、こちらは規制がされていない。学会としては、この濃度なら除外できるという説明ができるのか。
【会場質疑 1】
クリアランスという扱いは、除外と免除が合わさったものと考えている。制御しきれないものを社会にゆだねるのがクリアランス。
であるから、長期のタイムスケールにわたる処分では、事業者として何ができるのか、を明確にすれば、方向性が見えてくるのではないか。
ウラン廃棄物であれば、ある程度除染して、他の廃棄物と一緒に計画被ばくできるのか、それともできないのか、という観点で考えるべきではないか。
【会場質疑 2】p4 について、線量拘束値は目標とは違うのではないか
提案では参考レベルとなっているが、あくまでも線量拘束値を守るべきではないか
１万年前後で考え方が変わるのか【パネラー回答】（杉山委員）
事前質疑 1 でご指摘の 2 件の疑問は、報告書の論点として記述するよう検討する。
事前質疑 2 でご指摘の、人間の行動を制御することが大事である点はその通りであるが、長期の時間スケールでは、「受動的管理」という考え方も重要と8なる。
「最適化」によってリスクマネジメントを実現していくことになるのではないかと考えている。
会場質疑 2 について、1 万年までは規制値の遵守を示す設計を軸にし、1 万年
以降は不確実性の増大を考慮して、影響をある範囲に限定する防護方策を示すことに軸を移すことが適切との提案である。1 万年以降の 0.3mSv/y は遵守目標というよりむしろ、目指すべき先である「Target」と位置付ける。人間侵入については現存被ばく状況の考え方を適用して、参考レベルを設定するとの考え方である。
(4)

ラドンの取り扱いについて
資料 3-4 により、岩岡委員から説明が行われた。

【概要】「第二種廃棄物埋設の事業に関する安全審査の基本的考え方」によれば、ラドンの影響については、自然起源の放射性物質の規制の考え方を部分的に適用し、自然放射性物質のクリアランスのための国際基準濃度よりも低くなる場
合は、散逸するラドンによる被ばくを考慮する必要はない。
では、クリアランスレベルを超えた場合のラドン被ばくの取り扱いは？
個人的には、計画被ばく状況ではラドン被ばくを含め管理すべきと考える。
加えて、以下の論点について、専門研究会で検討中
ラドンによる被ばくを線量で管理するのか？濃度で管理するのか？
不確かさが大きく、安全側のパラメータの設定で評価する場合、過度に保守的になる問題がある。不確実性が大きい中でどのようにラドンによる被ばくを評価するのか。パラメータをどうするかも問題。
将来地表に散逸するラドンに対する防護措置は正当化されるのか？影響が小さければ、防護の免除も想定される。
【指定発言者質疑】
ラドンを埋設としてどのように取り扱ってきたか、専門研究会で議論してきたか。
埋設時のラドンの規制は、自然過程か、人間侵入か。
【会場質疑 1】
ラドン対策レベルの更新について、かつての ICRP の対策レベルは、現在のものより 2 倍近く高く、数値基準が下がっている。換算係数の更新によるが、これは今の値で安定するのか、あるいは今後も変動するのか。
【会場質疑 2】9

ラドンやラジウムの地表近傍や土壌中の移行速度はデータがあるか。無いと評価が難しいのではないか。
【パネラー回答】（岩岡委員）
事前質疑について、ラドンに対するウラン廃棄物の原子炉等規制法の規制検討については、クリアランスレベル以下の濃度で考慮しない、という記述の他は見ていない。また、ラドン被ばくは、現存被ばく状況としての管理もあり得る。ラドンに限らず、整合性が問われる。
会場質疑 1 については、疫学調査が進めば、今後も更新されていく。
会場質疑 2 について、ラドン散逸についてはかなりのデータがある。ラジウ
ムについても土壌中の濃度範囲は明らかになっている。量子科学技術研究開発機構ではさらに調査を進めている。
(5)

社会学的側面(世代間の公平性、環境倫理的側面)について
資料 3-5 により、麓委員から説明が行われた。

【概要】
放射能の扱いをクマに例えると放射能を手懐ける―専門家を信頼できるかどうか―
将来の倫理、防護の考え方は設定できない
将来の処分場の状態が分からなくても、頑健性を確認する
化学毒との比較【指定発言者（予めコメント、質問の検討をお願いした専門家:以下同じ）質疑 1】
世代間の公平性については、何をもって公平と考えるのか。自身は、世代間の公平はありえないと考えている。公平という考え方は、文化によっても異なる
ので、どこかがそう考えていることが日本に当てはまるものではないと思う。
線量の比較だけでよいのか。何をもって公平と評価するのかの考え方を示すべき。
環境倫理を論じるには、ヒト以外のものへの影響評価が必要。
放射性廃棄物処分への専門家への信頼はもちろん、規制当局への信頼が重要。
処分事業者、反対の立場の方、その他多くの一般の方に信頼される組織であろうという努力をしてほしい。
「信頼」のためには行動が重要と考える。相手にわかる説明になっているのか。
コミュニケーションはもちろん、リスク回避や低減に不断の努力をしているか。誠実であるか。また、今こう考えるだけではなく、これから異なった知見が出てきたときにどう対応するのかといったことに対しても方針を示すべき。
10

【指定発言者（質疑 2】
リスク認知は、事故の前と後では不連続であり、クマの例えは単純化しすぎているのではないか。もっと個別の、クマで例えれば、檻の強さ、子育てで気の立った母グマが考慮されているか、日本中のすべてのクマが一カ所に集まってくるリスク等が問われている。
一般の方の知識のベースは福島対応の基準なので、たとえば福島事故の土壌の処理処分基準とどこが違って、どこが同じか説明されると理解されやすい。
色々な放射線防護基準がある中でここだけ化学物質との比較をするのはご都
合主義を疑われるのではないか。むしろ十万年、百万年後の環境基準に関して参考にしてはどうか。
【パネラー回答及び座長によるコメント】
世代間の公平性については、委員会ではまだ十分議論されていない。ICRP 等の議論を参考にしながら、頂いた他のコメントも含めて、報告書に活かしてい
きたい。
(6)

事業者からの要望事項（原子力機構）
埋設処分の安全の観点から、以下の二つのアプローチについて検討してほしい。
線量評価による安全評価の考え方について。不確定性の増大により、定量評価
期間を定性評価期間に切り替える考え方を、日本国内に取り入れる際の課題とは何か。
埋設処分安全の最適化、いわゆる ALARA の考え方について、将来世代に対する最適化とは何か。たとえば、濃度管理と人間侵入防止・漏出抑制が考えられる。ALARA は、無限ではないが事業者は最大の低減の努力を行うべきであるが、この時、ゴールを明確にし、これをどのように達成すべきか。
濃度上限値の管理か処分施設の防護機能か、シナリオか
被ばく状況の整理か、現存被ばくと潜在被ばくの整理なのか

4. その他
閉会にあたり、会場参加者に対し、パネルディスカッションの各トピックについてのコメントが募集された。また、本シンポジウムでの議論及び募集コメントを反映した本専門研究会の報告書を発表することが周知された。
以

上（専門研究会主査 藤田保健衛生大学 下 道國）
11自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する
専門研究会

報告書

補足資料 2-4自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会 シンポジウム
意見募集結果自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する
専門研究会

報告書

補足資料 2-5自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会 シンポジウム
意見募集結果①
原子力学会関係者より

意見募集結果①

原子力学会関係者からの御意見

１．ウランのクリアランスレベルについて
日本のウランに対するクリアランスレベルは、再利用する場合のものに限定されていると認識しています。これは再利用期間を限定することで、数十万年先のビルドアップによる影響を対象外とすることで成立していると思っています。
そこで、処分も対象にしたクリアランスレベルの考え方を提案していただければ幸甚です。
IAEA の推奨するクリアランスレベルは、限定していないと思います。
２．トレンチ処分のシナリオについて
シンポジウム冒頭の発表にもありましたように、トレンチ処分における人間侵入は、自然事象として扱うという変更がほぼ決まっています。すなわち 300 マイクロシーベルト/年で規制されるということです。
従来は人間侵入による影響を保守的に評価するために、処分場の放射能インベントリが埋設時と同じように処分場に留まっているとして評価されていましたが、自然事象である以
上、地層処分における核種移行解析と同じように、浅地中の移行を評価することが当然だろ
うと思います。
そのような評価シナリオや防護基準の考え方を提案していただければ幸甚です。
３．他の廃棄物との共同処分における評価の考え方
ウラン廃棄物は単独の処分場ではなく、他の廃棄物と一緒に処分することが JAEA さんの計画で示されています。
単独の処分の場合は、ウラン廃棄物に特有の防護基準の考え方もあり得るかと思います。例
えば、大量のウラン鉱滓の処分です。
しかし、他の廃棄物と一緒に処分する場合は、他の廃棄物の処分基準との整合が必要になると思います。その上で、影響がピークになる時期の違いをうまく生かせればと思います。海外では、この一緒に処分するというケースが多いと思いますし、合理的だろうと思います。

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する
専門研究会

報告書

補足資料 2-6自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会 シンポジウム
意見募集結果②
原子力事業者より

NORM を含む廃棄物の処理処分について
1．はじめにNORM（U, Th, K-40 など）を含む廃棄物，特に，原子力発電や核燃料サイクルに関連した研究開発や燃料加工から生じる廃棄物は，その処理処分の実施が遅れており，発生時のままの姿で保管されているのが現状と思います。
しかし，原子力委員会は，平成 12 年（2000 年）に，廃棄物の除染減容を基本として処理処分を進めることを発生者に求めました。一方で，1999 年頃からまとめられ始めて2011 年に IAEA GSR Part3 として発行された NORM を含むクリアランスの動向と国
内原子力発電所の廃炉等から生じる廃棄物のクリアランス実績などを鑑みれば，安易に廃棄物の除染減容に臨めないと思います。言い換えれば，除染してクリアランス濃度になったものでも，社会に委ねて，再資源化あるいは産業廃棄物として処分する見通しが立たなけれ
ば，廃棄物の処理処分費用を経済活動の中に取り込めず，経営判断を下すに至らない大きな要因になっているのだと思います。
2．クリアランスについて
NORM（U, Th, K-40 など）を含む廃物のクリアランスについては，様々な議論がなされた結果，線量計算によって値を決めるのではなく，世界の土壌に含まれている NORM の濃度を基本として値が定められました。
ここで重要なことは，クリアランス値の求め方でなく，クリアランスの考え方自体にあると私は思っています。つまり，ICRP Publ.104 の図 4.2 に表されているように，クリアラ
ンスされた物は，放射線防護の規制領域から外に出て，その規制から除外されるという点です。

図4.
2 被ばく状況の規制

クリアランスに対してフリーリリースという言い方が使われることがありますが，クリアランスは放射線防護の規制領域からフリーになる（解放される）だけであり，その先には
1

社会の営みがあると私は考えています。
つまり，放射線防護の規制領域内でクリアランス物を扱うよりも，影響が些細な物は外部に委ねる方が合理的であるという発想だと思います。Publ.104 などの発行前にまとめた
ので，修正等は必要と思いますが，私は下図のように理解しています。

Exclusion, Exemption and Clearance
・代替可能な自然線源の使用・代替不能な鉱石等からの抽出

Key word;
Amenability ofcontrol withgraded approach
Regulation for RadiologicalProtection
規制を行うためには、設備や装置は勿論、研究機関や専門家などの人的資源を必要とし、当然、効果的・効率的な資源の利用（規制の適切化）を図らねばならない。
すなわち、規制の網の大きさは限られており、影響に応じた適正な細かさの篩い目がある。

U-238 series, Th-232
series in Earthen Material
・宇宙線など、自然放射線による被ばく

Natural Origin: 1Bq/g ・人体に含まれるＫ－４０からの被ばく

Exclusion
Net of Regulation

Practices
Use of Radiation Sources,
Nuclear Power Reactor,
Radioactive Waste Disposal, etc.

規制対象とするには、・放射性物質の濃度が十分に低くかつ・放射性物質としての量も小さく取るに足らない被ばく線量しか与えない物やそれを取り扱う行為Exemption(Trivial Dose: 10μSv/y)

規制になじまないので対象外（線源の管理ができない）

Clearance(Trivial Dose: 10μSv/y)

Waste / Resources
廃棄物(再生資源)など

壊れたりこれ以上使用する意志がない物で、・量が多く，放射性物質の濃度が極めて低く、取るに足らない被ばく線量しか与えないもの
・社会的に適正な処理手段（リサイクル等）が準備されているもの
・放射性としての規制を外すことにより、社会的な管理用を十分に軽減できるもの
を、被ばく防護規制の外の社会（規制）に委ねること

率直に言えば，放射線防護の規制資源（事業者の対策費も含め）は限られており，クリア
ランスという制度を活用しなければ線源等の適正な利用は立ちゆかなくなるので，外部の社会制度の手を借りるということだと思います。
RS-G-1.6 や我が国のクリアランス評価も，社会の営みを前提条件として線量計算をしていますから，評価アプローチは明らかに外部社会に規制を委ねていると思います。NORM
は社会が許容している程度の値を直接に採用しています。
3．NORM 汚染物のクリアランス及び処分
NORM で汚染した物の多くは，クリアランスできると思っています。ないしは，低濃度の汚染物になると。
そのような廃棄物は，NORM 核種に起因する放射線学的な特徴は有していますが，産業廃棄物や他の LLW と共に処分することで，濃縮と保持戦略を採りつつも，その潜在的な害を分散・希釈することができると考えられます。この選択肢は，多大な費用を課さずに，実効性を伴っています。その意味で，実効的で過度な費用負担を強いない BAT な選択してあ2

ると思います。
なお，千年のオーダーで浅地中処分は効果を失い，被ばくが生じるかもしれませんが，散乱した廃棄物が再度適正に処分されれば，多大な害を社会におよぼすとは思えません。仮に，数十万年後の放射平衡を想定したとしても，筆頭核種で 1Bq/g を守っていれば，分散・希釈効果もあるので，その潜在的で仮想的な影響は介入が必要になるような線量値は算定されないと思います。
しかし，鋼材などを資源として再生利用する場合には，NORM は基本的に廃棄物（スラグ）に移行しますので，工夫が必要かもしれません。大規模な溶鉱炉に行き先を制限するとか，費用は掛かりますが，1 次溶融と濃度確認を事業者で行った後に社会の循環経済システ
ムに払い出すことが考えられます。後者は，他の LLW と共に実施すれば，零細な事業者でも実行可能かもしれません。
一方，NORM 核種の特徴ばかりに着目してしまうと，このような考え方は採用できないかもしれません。しかし，その廃棄物が何を目的として発生し，その発生が正当化されている社会的益を考えれば，NORM 核種の特徴ばかりに着目するいわれがないことは理解されると考えています。
4．おわりに
公衆を適切に防護するのみならず，適正な規制を通じた産業の保護・育成がなされることにより，今まで処理処分費用を内部経済化することができずにいた経営に先を見通す視座が与えられ，NORM を含む廃棄物の処理処分が具体的に進展することを願っております。

備考）
経済活動は，基本的には人々に益をなすために営まれていますが，時として，人々に害をなすこともあります。害を被る人々は，専ら益を受容する人々と，地域的・世代的に離れており，地域間格差や世代間格差として問題認識されています。
その例が資源開発にあります。
資源開発では，経済外経済の内在化，すなわち例えば地中に埋まっている有用金属を取り出すことが該当しますが，それに伴う環境修復費用を十分に見込まない例があります。
NORM 汚染廃棄物が置かれた現状は，この外部経済の内在化が完了していない状態と見なせると思います。
次葉をご参照ください。

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鉱物資源開発から
NORM廃棄物処分を考え
鉱物資源開発では， 『経済外経済の収奪 』という概念がある。 （例えば，「PaulColier.収奪の星」）
乱暴に表現すると，有価元素のみ抽出し，廃鉱や廃滓を捨てっぱなしにすること 。
経済活動の側面から捉えると. NORM汚染
廃棄物の現状は，これに近い？（倫理上，保管はしているが，身動きが取れない 状態にあるのでは。 ）

廃棄物の除染を原子力委員会は勧告注）したが先行き・処分は不透明●海外では， LL
Wや産廃の一種として扱い，安価な処理処分費用の販売価格への転嫁が済んでいる。
●簡易処分（放射性／産廃扱い）の可能濃度が明示されなけ
れば，除染費用の捻出等について経営判断が下せない。
●例えば， 豊島の不法投棄廃棄物も，行政主導で処理方策が明示されてから，民間協力も具体化して，環境修復が進んだ。 【外部不経済の内在化】●当該廃棄物の処分は発電をもって正当化される。処分も発電廃棄物と経済上は同根であり，規制体系の整備も一貫したものが必要と思われる。 【例えば，規制評価における，発電原単位発生旦に応じだ確率論的平均化の者慮など。 】●適度な規制を含む処分環境条件の整備と国際競争力の維持
汚染廃棄物の処理処分は進展が明確になるまで， NORM
せす，イ呆管費の浪費／
産業の衰退を助長するのでは？
2

注）
原子力委員会パックエンド対棗専門邸会「ウラン廃棄物処理処分の基本的考え方についてJ

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