ISSN 1881-7297

日本保健物理学会専門研究会報告書シリーズ
Vol.9 No.2

放射性核種ごとの防護上の制限値に関する専門研究会
報告書

2016 年 5 月

一般社団法人 日本保健物理学会

日本保健物理学会専門研究会報告書シリーズ
ISSN 1881-7297
Vol.9, No.2, 放射性核種ごとの防護上の制限値に関する専門研究会報告書
2016 年 5 月

発行者
日本保健物理学会企画委員会
発行所
一般社団法人 日本保健物理学会〒105-0004 東京都港区新橋 3-7-2 吉松ビル 3 階
日本保健物理学会事務局
TEL：03-6205-4649
FAX：03-6205-4659
E-mail：exec.off@jhps.or.jp
http://www.jhps.or.jp/

放射性核種ごとの防護上の制限値に関する専門研究会
報告書

2016 年 5 月

一般社団法人日本保健物理学会（放射性核種ごとの防護上の制限値に関する専門研究会）

目

次

第１章 緒言1.1 研究会設立の背景と目的
1.1.1 背景1.1.2 目的
1.2 研究会の構成員
1.3 研究会の検討経緯
1.4 報告書内で用いる略号

2
2
2
2
3
5

第 2 章 国内外における核種ごとの制限値の検討に係る整理
2.1 国際放射線防護委員会（ICRP）による線量評価体系の構築
2.1.1 線量評価に関連する ICRP 勧告の変遷
2.1.2 内部被ばくに関する最近の ICRP の動向
2.1.3 今後の ICRP 第 2 専門委員会の動向
2.2 放射性核種ごとの防護上の制限値
2.2.1 国際規則における核種ごとの制限値の策定経緯
2.2.2 国内規則における核種ごとの制限値の策定経緯
2.2.3 今後へ向けた課題
2.3 防護上の制限値の導出
2.3.1 数値の算出方法
2.3.2 数値導出上の課題

8
9
24
29
31
31
41
54
58
58
124

第 3 章 国内外における核種ごとの制限値の見直し動向
3.1 国外における核種ごとの制限値の見直し動向
3.1.1 英国における検討の概要
3.1.2 IAEA の輸送安全基準委員会の状況
3.1.3 国外における今後の取り組み予想
3.2 国内における核種ごとの防護上の制限値評価の動向
3.2.1 外部被ばく評価
3.2.2 内部被ばく評価
3.2.3 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価

127
127
128
135
136
136
142
146

第 4 章 今後の国際基準策定の議論に参加するための検討
4.1 準備対象の検討
4.2 具体的な準備計画
4.3 本学会の取り組み方針案

156
157
158

第5章

159

結言

1

第１章

緒言

1.1 研究会設立の背景と目的
1.1.1 背景
放射性物質の様々な防護上の制限値として，「輸送物の放射能収納限度」，「規制免除レベル（放射能濃度，放射能）」，「クリアランスレベル」，「放射性物質の危険数量」，「食品中の放射能濃度限度」等が，放射性核種ごとにその特性を考慮して設定されている。これらの制限値は，外部被ばくについて ICRP の Publ.60（1990 年勧告）に基づく Publ.74 の線量換算係数を，また，内部被ばくについて Publ.66（呼吸気道モデル）や Publ.30 以降導入された体内動態モデル等に基づく Publ.68 の線量係数をそれぞれベースとして算出されている。
ICRP では，既に外部被ばく評価に用いる線量換算係数を Publ.103（2007 年勧告），Publ.110（ボクセルファントム）等によって見直し，Publ.116 として出版している。また，内部被ばく評価に用いる体内動態モデルについて，Publ.30 の胃腸管モデルから Publ.100 のヒト消化管モデルへの切り替え，Publ.66 のヒト
呼吸気道の一部改訂等が検討されるとともに，線量係数の見直しが進められている。これらの ICRP での見直しを受け，現行の放射線防護上の核種ごとの制限
値が，今後 IAEA を中心とした国際的な場で再評価されることとなろう。
1.1.2 目的
以上の背景から，本専門研究会において，各防護上の制限値に対して国際的な再評価の前に先導的に調査検討を行い，その結果を取りまとめることにより，今後の国際的な議論に資する情報を適用すること，同時に，線量評価，特に内部被ばくに係る会員相互の交流（情報・意見の交換）の活性化にも資することを目的とする。
1.2 研究会の構成員
主査：中村 尚司（東北大学名誉教授）
幹事：松本 雅紀（放射線医学総合研究所）
委員：山中 庸靖（元，日立製作所）
岩井 敏（原子力安全推進協会）
杉浦 紳之（原子力安全研究協会）
荻野 晴之（電力中央研究所）
近内 亜紀子（海上技術安全研究所）
谷 幸太郎（放射線医学総合研究所，企画委員会（兼任）（2015 年 8 月～11 月)）
早川 信博（ＭＨＩニュークリアシステムズ・ソリューションエンジニ
アリング株式会社）
飯塚 裕幸（埼玉医科大学，企画委員会(～2015 年 7 月)）
牧平 淳智（東京電力，企画委員会（2015 年 12 月～））2

1.3 研究会の検討経緯
本専門研究会は，計 8 回の会合を開催した。各会合の主な議事内容は，以下のとおりである。
第 1 回会合（2014 年 6 月 4 日 於，原子力安全推進協会）（１）専門研究会設置の趣旨について（２）委員自己紹介（３）今後の進め方，実施予定について（４）意見交換，その他
第 2 回会合（2014 年 8 月 19 日 於，原子力安全推進協会）（１）ICRP 線量評価モデルの動向（２）放射性核種ごとの防護上の制限値の一例（３）A1A2 値，規制免除値，D 値の導出について（４）TRANSSC の審議状況と関係国 WG の状況（５）報告書の骨子案（６）意見交換，その他
第 3 回会合（2014 年 12 月 12 日 於，原子力安全推進協会）（１）IAEA 等における検討の状況（２）国内における検討の経緯と状況（３）ICRP の動向（４）意見交換，その他
第 4 回会合（2015 年 2 月 20 日 於，原子力安全推進協会）（１）国内外の動向についての整理
・ICRP 線量評価モデルの動向
・放射性核種ごとの防護上の制限値
・防護上の制限値の導出
・IAEA 等における最近の検討状況
・国内における検討の状況（２）意見交換，その他
第 5 回会合（2015 年 5 月 15 日 於，原子力安全推進協会）（１）国内外の動向についての整理
・各執筆担当者からの提案，修正案の検討（２）報告書のまとめ方に関する検討（３）意見交換，その他
第 6 回会合（2015 年 8 月 7 日 於，原子力安全推進協会）（１）報告書の整理（各執筆担当者からの提案，修正案）（２）意見交換，その他

3

第 7 回会合（2015 年 9 月 16 日 於，原子力安全推進協会）（１）報告書作成に関する検討
・報告書案と成果の公表についての取扱い方針，等（２）意見交換，その他
第 8 回会合（2016 年 1 月 15 日 於，原子力安全推進協会）（１）報告会説明資料の相互レビュー（２）研究会報告書の製本の扱いについて（３）意見交換，その他「放射性核種ごとの防護上の制限値に関する専門研究会」報告会（2016 年 2 月
5 日 於，東京大学 工学部 5 号館 53 号講義室）☆この報告書は各回の議論に沿って 2015 年 10 月に内容を取りまとめた。

4

1.4

報告書内で用いる略号

機関，組織等の略号
略号
完全形
Atomic Energy of Canada Limited
AECL
Brookhaven National Laboratory
BNL
CEC
DfT
EPReSC
FAO
HPA
IAEA
ICAO
ICRP
ICRU
ILO
IMO
IRPA
ISO
MIRD
NCRP
NRPB
NUSSC
OECD/NEA

ORNL
PHE
RASSC

Commission of the European
Communities
Department for Transport
Emergency Preparedness and ResponseStandards Committee
Food and Agriculture Organization of
the United Nations
Health Protection Agency
International Atomic Energy Agency
International Civil Aviation
Organization
International Commission on
Radiological Protection
International Commission on
Radiation Units and Measurements
International Labour Organization
International Maritime Organization
International Radiation Protection
Association
International Organization forStandardization
Medical Internal Radiation DoseNational Council of Radiation
Protection and Measurements
National Radiological Protection
Board
Nuclear Safety Standards Committee
Organisation for Economic
Co-operation and Development /Nuclear Energy Agency
Oak Ridge National Laboratory
Public Health England
Radiation Safety Standards
Committee
5

日本語訳又は意味
カナダ原子力公社
米国ブル ックヘブ ン国
立研究所
欧州委員会
英国運輸省
（緊急時対応基準委員会）注 1
国連食糧農業機関
英国健康保護局
国際原子力機関
国際民間航空機関
国際放射線防護委員会
国際放射 線単位測 定委員会
国際労働機関
国際海事機関国際放射線防護学会
国際標準化機構
米国核医学会
米国放射線防護審議会
英国放射線防護庁
原子力安全基準委員会
経済協力 開発機構 ／原
子力機関
米国オー クリッジ 国立研究所
英国公衆衛生庁
放射線安全基準委員会

SATIF
TRANSSCUN
UNSCEAR
WASSC
WHO

Shielding aspects of Accelerators,
Targets and Irradiation Facilities
Transport Safety Standards
Committee
United Nations
United Nations Scientific Committee
on the Effects of Atomic Radiation
Waste Safety Standards Committee
World Health Organization

加速器遮蔽専門家会合
輸送安全基準委員会
国際連合
原子放射 線の影響 に関する国連科学委員会
廃棄物安全基準委員会
世界保健機関

注 1）2015 年 9 月現在，日本語名称は未確定

放射線防護等に関する略号
略号
完全形
Absorbed Fraction
AF
As Low As Reasonably Achievable
ALARA

日本語訳又は意味
吸収割合
合理的に達成できる限り低く
Annual Limit on(/of) Intake
年摂取限度
ALI
Activity Median Aerodynamic Diameter 空気力学的放射能中央
AMAD
径Basic Safety Standards
国際基本安全基準
BSS
Co-operative Research Programme
国際共同研究プログラ
CRPム
Derived Air Concentration
誘導空気中濃度
DAC
Dose Per Unit Content
摂取後の日数 t における
DPUC
バイオアッセイ関数の値当たりの実効線量又は組織等価線量
Dose Per Unit Intake
単位摂取量あたりの実
DPUI
効線量又は組織等価線
量
Generic Action Level
一般的対策レベルGAL
Technical Instructions for the Safe 国際民間航空機関
ICAO-TI
Transport of Dangerous Goods by Air (ICAO）の定める危険物
安全輸送技術指針
国際海上危険物規程
IMDG Code International Maritime Dangerous
Goods CodeInternational Nuclear and
国際原子力事象尺度、国INESRadiological Event Scale
際原子力・放射線事象評
価尺度
Linear Energy Transfer
線エネルギー付与
LET
Low Specific Activity
低比放射性
LSA
Minimum Detectable Amount
検出限界量
MDA

6

NORM
OIL
OIR
RBE
SAF
SEAL
SEE

Naturally Occurring Radioactive
Material
Operational Intervention Level
Occupational Intakes ofRadionuclides
Relative Biological EffectivenessSpecific Absorbed Fractions
System to calculate Exemption and A1
and A2 Levels
Specific Effective Energy

7

自然起源放射性物質
運用上の介入レベル
職業上の放射性核種の摂取
生物学的効果比
比吸収割合
基礎的数値計算システ
ム
比実効エネルギー第2章

国内外における核種ごとの制限値の検討に係る整理

2.1 国際放射線防護委員会（ICRP）による線量評価体系の構築
1895 年にレントゲンが X 線を発見してから程なくして，放射線皮膚炎や脱毛等が確認された。これに伴い，徐々に放射線防護に関する技術・制度等について検討され始めた。1921 年に英国の X 線学会において「X 線及びラジウム防護委員会」が組織されると，次いで米国やフランスでも同様の委員会が組織された。そして 1928 年には，ストックホルムで開催された第 2 回国際放射線医学会
議において「国際 X 線・ラジウム防護委員会」が組織された。この組織が，1950
年に名称を変更し，現在の「国際放射線防護委員会（ICRP）」が設立された。
ICRP は放射線防護の考え方や線量評価体系を刊行物（ICRP Publication）として出版し，勧告している。ICRP 刊行物は他の国際的な文書と大きく関連しており（図 2.1-1）1)，その策定にあたっては，放射線影響等に関する個々の基礎研究の成果について科学的に評価した原子放射線の影響に関する国連科学委員
会（UNSCEAR）等による報告書に基づくとともに，国際放射線防護学会（IRPA）
等の専門組織の意見を取り入れている。また，勧告された内容は，国際原子力機関（IAEA）をはじめ，国際労働機関（ILO），国際標準化機構（ISO）等が策定する放射線防護に関するガイドライン等に活用され，最終的には各国の規制等に反映されることになる。
ICRP には，主委員会の他に 5 つの専門委員会（放射線影響・被ばく線量・医療放射線防護・勧告の適用・環境保護）が設置されており，これまでにあらゆる状況における放射線防護が議論され，勧告されてきた。1958 年に Publ.1 が刊行されてから既に 50 年以上が経過し，2015 年 9 月までには Publ.129 に達している。ここでは，線量評価に関連する ICRP 勧告の変遷，ICRP の最近の動向，今後の ICRP の活動について記述する。

図 2.1-1

ICRP 勧告と他の国際文書等との関係 1)8

2.1.1 線量評価に関連する ICRP 勧告の変遷
現在の実効線量に相当する概念として，加重平均線量当量が Publ.26 で定義された 2)。また，加重平均線量当量を評価するための線質係数と組織加重係数（当時の表記は荷重係数）も併せて示された。加重平均線量当量の名称は，1978 年のストックホルム声明 3)で実効線量当量に変更された後，Publ.60 で現在でも使用されている実効線量に変更されている 4)。
線質係数は，放射線生物学の分野で用いられる生物学的効果比（RBE）の代わりとして，放射線防護の目的のために吸収線量に乗じるべき係数として，1963
年に「RBE に関する ICRP/ICRU 専門委員会報告」にて提案された 5)。RBE は，線量，線量率，細胞の種類，着目するエンドポイント等に依存するため，これをそのまま放射線防護の目的に適用することは実用的ではなかった。そこで，Publ.26 では，放射線防護において重要となる晩発性の確率的影響に着目した線
質係数が線エネルギー付与（LET）に対する関数として与えられるとともに，そこから導かれる実効線質係数が放射線の種類ごとに勧告された。それゆえ，確定的影響が問題となる高線量被ばくの評価に線質係数を使用することは適切ではない点に注意が必要である。Publ.60 では，線質係数と LET との関係が不確かな放射線生物学的情報に基づいていると判断し，人体入射前のフリーエアーにおいて放射線の線質が吸収線量に与える影響を基に，放射線防護の現場に適用する際の便宜性等も踏まえた上で放射線加重係数（当時の表記は放射線荷重係数）を新たに勧告した（線質係数／放射線加重係数の詳細については 3.2.1 も参照）。Publ.26, 60 で示された主な放射線の種類に対する実効線質係数／放射線加重係数及び Publ.103 で改訂された放射線加重係数を表 2.1.1-1 にまとめる
6)。中性子の実効線質係数／放射線加重係数についても，そのエネルギーに対する関数として与えられている（図 2.1.1-1）。特に，Publ.103 では，体内での線質の影響がフリーエアーと大きく異なる可能性のある陽子や中性子の放射線加重係数について，線質係数との整合性を図りながら修正された。また，加速器施設等における防護の必要性から，荷電パイ粒子の係数が追加されている。
表 2.1.1-1 線質係数／放射線加重係数の変化
主な放射線の種類
Publ.26
Publ.60
Publ.103
1
1
1
光子
1†
1
1
電子
25
5
2
陽子
25
20
20
アルファ粒子†トリチウムから放出されるベータ線については 29図 2.1.1-1

ICRP Publ.103 で勧告された中性子の放射線加重係数 6)Publ.26 以前は，被ばくによる影響が最も大きいと考えられる決定臓器のみを放射線防護の対象として，その線量と最大許容線量（職業人）又は線量限度（公衆）との比較によって管理されていた。しかし，Publ.26 によって加重平均線量
当量が定義されると，決定臓器だけでなく組織加重係数が与えられている他の主要な臓器・組織についても線量を評価しなければならなくなった。特に，内部被ばく線量を評価するために，摂取した放射性核種が各臓器・組織を経由して排泄される過程を示す代謝モデルの開発が必須となった。Publ.60 では，組織加重係数（当時の表記は組織荷重係数）も改訂されたが，Publ.103 でさらに改訂されている 6)。Publ.26,60,103 で示された組織加重係数を表 2.1.1-2 にまとめる。組織加重係数が個別に与えられる臓器・組織が Publ.60 で 6 つ追加され，Publ.103 でさらに 2 つ追加された。また，遺伝的影響のリスクに関する理解が進むにつれて，生殖腺の組織加重係数はより小さな値へと改訂されてきた。
Publ.26,60,103 は，それ以前の Publ.1,6,9 と同様に，それまでに刊行された
他の勧告を総括しており，主勧告と呼ばれている。主勧告と線量評価に関連する個々の ICRP 勧告を表 2.1.1-3 に整理する。以下では，表に示した項目ごとに，
ICRP 勧告の変遷について記述する。

10

表 2.1.1-2 組織加重係数の変化
臓器・組織
Publ.26
Publ.60
0.12
0.12
肺
0.12
胃
0.12
結腸
0.12
0.12
（赤色）骨髄
0.15
0.05
乳房
0.25
0.20
生殖腺
0.03
0.05
甲状腺
0.05
食道
0.3
0.05
膀胱
0.05
肝臓
0.01
骨表面
0.01
皮膚
脳
唾液腺
0.3
0.05
残りの臓器・組織

Publ.103
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.08
0.04
0.04
0.04
0.04
0.01
0.01
0.01
0.01
0.12

(1)標準人データ・ファントム
Publ.2 では，臓器ごとの実効半径を持つ球体ファントムが考えられ，内部被ばく線量評価に利用された 7)。しかし，実際の臓器の形状と大きく異なることや各臓器の空間的な位置関係を考慮することができないことから，1969 年に米国
核医学会（MIRD）において MIRD-5 型ファントムが開発された 8)。MIRD-5 型ファントムは両性具を有する成人男性の数学ファントムである（図 2.1.1-2）9)。標準人の解剖学的データについてまとめた Publ.2310)の刊行に合わせて，MIRD-5型ファントムは身長・体重・各臓器の質量がデータと一致するよう改良された
11, 12)。その後，MIRD-5 型ファントムを基に，1980 年には乳児と様々な年齢層の子供及び男女の成人（Cristy phantom）13)，1982 年には成人男性（ADAM）と成人女性（EVA）14)，1995 年には妊婦 15)のファントムが開発された（図 2.1.1-3）。
これらのファントムは，内部被ばくだけでなく外部被ばくによる線量評価にも利用された。
Publ.89 では標準人の詳細な解剖学的データが男女別にまとめられた 16)。また，
Publ.110 では，CT 画像を基に作成された成人のボクセルファントムが CD デー
タとして提供された（図 2.1.1-4）17)。提供されたボクセルファントムは男女別であり，Publ.89 で示された解剖学的データが反映されている。

11

外部被ば く（特殊なケース）

その他

個人モニタリング

線量係数

タ

核種放出放射線デー動態

Publ.19

Publ.20

Publ.48

Publ.56

Publ.67

Publ.69

Publ.7212(Addendum 2)(Addendum 1)

Publ.80
放射性医薬品

Publ.62
放射性医薬品

Publ.53
放射性医薬品胚・胎児を対象

母体経由のPubl.88

乳児を対象

授乳婦経由のPubl.95

Publ.56, 66, 67, 68, 69, 71 の成人のモデルを反映

公衆を対象(Part 5)

Publ.30 ベース

職業人

作業者の個人モニタリング（Publ. 54 の改訂）

Publ.68(Addendum 3)

放射性医薬品

Publ.106

Publ.107(Part 4)1252 核種

Publ.78

Publ.71
公衆を対象

800 核種以上(Part 3)

公衆を対象

ス

Publ.103 ベー

Publ.116

ントム

ボクセルファ

Publ.110

Publ.103 以降

Publ.38(Part 2)

公衆を対象

Publ.30(Part 1)

公衆を対象

職業人（ALI,DAC）

ムの見直し

プルトニウ

Publ.54

90 元素

作業者の個人モニタリング

土類金属

アルカリ

Publ.10

Publ.2ド元素

アクチニ

ヒト消化管モデル(Publ.30 の改訂)

Publ.100「F」「M」「S」

ヒト呼吸気道モデル(Publ.30 の改訂)

Publ.66

Publ.60 ベース

実効線量を対象

Publ.74

解剖学的データの追加・細分化，胎児データの追加

Publ.89

実効線量

Publ.60 以降

アクチニド元素のバイオアッセイ

決定臓器

Publ.290 元素以上

生理学的物質

Publ.30
胃腸管モデル「D」「W」「Y」

Publ.2

原型

Publ.30
呼吸器系モデル

胃・小腸・大腸上部・大腸下部

又は不溶性」

Publ.19
呼吸器系モデルのPubl.2「可溶性」「難溶性

Publ.26 ベース

実効線量当量を対象

全身被ばく時の決定臓器を対象（生殖腺・赤色骨髄）＊Publ.51

Publ.30

Publ.26 以降
実効線量当量Publ.21

組織系動態／

消化管

呼吸器

換算係数

ファントム

Publ.23
解剖学的データ

Publ.2

決定臓器Publ.26 以前

表 2.1.1-3 線量評価に関連する ICRP 勧告

球体ファントムAlderson ファントムを用いた実測値

内部被ば く

*主勧告

標準人データ・

被ばく形態・項目

共通

代謝 モデ ル図 2.1.1-2

MIRD-5 型ファントム 9)13(a) 乳児及び子供(b) 成人男性及び成人女性(c) 妊婦（3 ヵ月）(d) 妊婦（6 ヵ月）(e) 妊婦（9 ヵ月）
図 2.1.1-3 MIRD 型ファントムを基にして開発された各種ファントム 13-15)

14

(a) 成人男性

図 2.1.1-4(b) 成人女性
標準人のボクセルファントム 17)(2)外部被ばくに関する換算係数
各臓器・組織の線量を直接計測することはできないため，外部被ばく線量は胸部（あるいは腹部）に装着された個人線量計等によって計測できる実用量によって評価される。この実用量は，国際放射線単位測定委員会(ICRU)によって15

定義された組織中 1cm 深さの個人線量当量であり 18, 19)，一般に防護量である等
価線量や実効線量よりも大きな値を示す。ICRP は，放射線場を表す基本的な物
理量（フルエンス，空気カーマ）に対する防護量・実用量との換算係数を与えてきた。
Publ.21 が刊行された時には，現在の実効線量の概念がなかったため，全身被ばく時の決定臓器である生殖腺及び赤色骨髄の線量が防護量の対象であった 20)。
Publ.51 では，実効線量当量が防護量の対象となったため，主勧告である Publ.
26 で組織加重係数が与えられた臓器・組織の線量が MIRD-5 型ファントムを使用
して計算された 21)。また，Publ.74 では，主勧告である Publ.60 で変更された組織加重係数ならびに実効的な線質係数のかわりに定義された放射線加重係数を反映し，換算係数が改訂された 22)。さらに，Publ.116 では，Publ.110 で提供されたボクセルファントムを使用するとともに，主勧告である Publ.103 で変更された組織加重係数ならびに放射線加重係数を反映し，換算係数が改訂された 23)。
(3)代謝モデル
放射性核種の代謝モデルは，Publ.2 で初めて議論され，決定臓器に至るまでの代謝モデルは図 2.1.1-5 に示すようなものであった 7)。摂取経路として経気道（吸入）と経口があり，摂取した放射性核種を含む化合物が「難溶性又は不溶性」である場合にはそれぞれの摂取経路によって肺又は消化管が決定臓器とみなされた。「可溶性」の場合には，肺又は消化管から体内へと吸収されるため，別の臓器・組織が決定臓器とみなされた。決定臓器に至った放射性核種は，物理学的半減期と決定臓器における生物学的半減期にしたがって消失すると仮定しており，決定臓器以降の排泄に至る経路はなかった。
Publ.19 では呼吸器系モデルの原型がコンパートメントモデルとして示され，
放射性核種を含む化合物が呼吸器への残留時間に着目した「D (Retained fordays)」，「W (Retained for weeks)」，「Y (Retained for years)」に分類されることになった 24)。また，血液に吸収されたアクチニド元素について，肝臓，骨格，腎臓等へ移行するモデルも記述された。続く Publ.20 では，骨格へ移行しやすいカルシウム，ストロンチウム等のアルカリ土類金属のモデルが記述された 25)。
Publ.30 では，Publ.26 で組織加重係数が与えられた臓器・組織の線量を評価するために，呼吸器系モデル，胃腸管モデル，約 90 の元素に関する組織系動態
モデルが統一的に記述された 26)。これらのモデルを組み合わせることにより，

図 2.1.1-5

決定臓器による内部被ばく管理の概要

16摂取した放射性核種が経過時間とともに代謝され，排泄に至るまでの体内動態の解析が可能となった。しかし，記述された組織系動態モデルは，骨格や肝臓等の各臓器・組織から直接的に排泄が起こると仮定された簡易的なものであり，腎臓や膀胱等を通過する過程は再現されなかった。
Publ.30 で記述された呼吸器系モデル及び胃腸管モデルは，それぞれ Publ.66
で記述されたヒト呼吸気道モデル 27)及び Publ.100 で記述されたヒト消化管モデル 28)へと改訂された。ヒト呼吸気道モデルにおける化合物の分類は，従来の「D」，「W」，「Y」から，呼吸気道から血液への吸収速度に着目した「F（Fast）」，「M（Moderate）」，「S（Slow）」へと変更された。また，組織系動態モデルについても，プルトニウムの骨格及び肝臓等における生物学的半減期が Publ.48 で見直されている 29)。1986 年にチェルノブイリ原子力発電所事故が発生して以降は，
乳児及び子供を含む公衆を対象とした組織系動態モデルが開発された。公衆を対象とした代謝モデルに関する勧告のパート 1 にあたる Publ.56 では，12 元素を対象として年齢ごとの移行係数が記述された 30)。パート 2 にあたる Publ.67
では，さらに 12 元素が追加され，合計 24 元素の代謝モデルが記述された 31)。
また，主勧告である Publ.60 において膀胱に組織加重係数が与えられたことから，膀胱モデルが開発された 31)。特に，プルトニウム等の一部の元素について
は，膀胱の追加に併せて腎臓が詳細化される等の発展をみせ，これらの代謝モ
デルは生理学的物質動態モデルと呼ばれるようになった。パート 3 にあたる
Publ.69 ではウランを含む 4 元素が追加され 32)，パート 4 にあたる Publ.71 では
パート 2 及びパート 3 で記述された元素を含む合計 31 元素のモデルが記述された 33)。
(4)核種放出放射線データ摂取した放射性核種による臓器・組織の吸収線量を計算するためには，その核種の半減期，壊変時に放出される放射線の種類，エネルギー，放出率等のデータが必要となる。Publ.38 では，米国オークリッジ国立研究所（ORNL）及び1981 年以降は米国ブルックヘブン国立研究所（BNL）が中心となって整備してきた評価済み核構造データファイル（ENSDF）に基づく 800 核種を超えるデータが収録された 34)。ENSDF は，Publ.30 における線量の計算にも利用されており 26)，通常の放射線防護において問題となる核種を良く網羅していたが，近年，新たに報告された核データの更新 35, 36)，核破砕反応等によって生成される核種 37)及びマイクロドジメトリに影響するオージェ電子 38)に関する情報の追加が求められるようになった。そこで，日本原子力研究開発機構によって線量計算用壊変
データ DECDC2 が編集され 39)，これに基づき 97 元素 1252 核種のデータが Publ.107に記述された 40)。
(5)線量係数ICRP Publ.30 では，放射性核種の単位放射能の摂取に対する各臓器・組織の等価線量係数及び実効線量係数を計算する線量評価体系が構築され，線源器官に存在する放射性物質が 1 壊変した時に放出される放射線が標的器官で吸収されるエネルギーの割合を表す比実効エネルギー（SEE）が定義された 26)。ある線

17

源器官 S に対する標的器官 T の比実効エネルギーSEE (T←S)（Sv/Bq）は，式2.1.1-1 で計算される。
( ← )=∑

∙

∙

∙

( ← )

2.1.1-1

ここで，R は線源器官 S にある放射性物質から放出される放射線，YR は放射線 Rの放出割合，ER は放射線 R のエネルギー（J），wR は放射線 R の放射線加重係数，
AF(T←S)R は放射線 R のエネルギーが標的器官 T に吸収される割合（AF），m は標的器官 T の質量（g）である。AF は人体ファントムを使用した放射線輸送計算によって評価され，一般に標的器官の単位質量あたりの吸収割合である比吸収割合（SAF）として提供される。SAF は使用する人体ファントムの各臓器・組織の質量や幾何学的位置関係に依存する。
標的器官 T の等価線量 HT(τ)（Sv）は，式 2.1.1-1 に示した SEE (T←S)（Sv/Bq）を使用して式 2.1.1-2 によって計算される。
( )=∑

( )∙

( ← )

2.1.1-2

ここで，US(τ)は取り込んだ放射性物質が預託期間 τ の間に線源器官 S で壊変する総数である。つまり，式 2.1.1-2 では預託期間 τ にわたって全ての線源器
官 S に対する標的器官 T の総線量を評価することになる。そこで，これを特に預託等価線量と呼ぶ。預託期間は，成人については 50 年，子供及び乳幼児の場
合は取り込み時から 70 歳までとされているが，体内に取り込んだ放射性物質は時間とともに減衰しながら排泄されていくため，取り込みからの年数が経つにつれて被ばく線量は小さくなっていく。US(τ)は取り込んだ放射性物質の各臓器・組織での放射能の経時変化（残留率関数）を預託期間 τ で積分した値である。また，各臓器・組織の残留率関数は，代謝モデルを解析することで得られる。預託実効線量 E(τ)は，各標的器官の預託等価線量 HT(τ)を使用して式
2.1.1-3 によって計算される。
( )=∑

( )∙

2.1.1-3

ここで，wT は組織加重係数である。放射性物質の単位取り込み量に対して，上記の手法によって計算された預託実効線量及び預託等価線量がそれぞれ実効線
量係数及び等価線量係数となる。
Publ.30 では，主な核種について比実効エネルギーが計算されるとともに，年摂取限度（ALI）及び誘導空気中濃度（DAC）が記述された。主勧告である Publ.60に基づく職業人を対象とした預託実効線量係数及び預託等価線量係数は，Publ.68 に記述された 41)。また，公衆を対象とした線量係数については，公衆の代謝モデルに関する勧告に部分的に記述されているが，Publ.72 に全てまとめられている 42)。また，核種や摂取経路（吸入・経口摂取）等の条件を入力することで，該当する線量係数を出力するソフトウェアが ICRP のホームページから無償で配布されている 43)。

18

(6)個人モニタリング
内部被ばくによる線量を評価するためには，はじめに直接的あるいは間接的に取り込んだ放射性物質を計測する必要がある。直接的に計測する手法を体外計測法（直接法），また間接的に計測する手法をバイオアッセイ法（間接法）と呼ぶ。体外計測法による計測では，全身あるいは特定の臓器・組織に残留する
体内放射能が得られる。一方，バイオアッセイ法による計測では，排泄された
試料中に含まれる放射能が得られる。これらの放射能を体内残留率あるいは排泄率で除算することにより，取り込んだ放射性物質の総放射能量が計算される。
内部被ばくによる線量は，取り込んだ放射性物質の総放射能量に実効線量係数
あるいは各臓器・組織の等価線量係数を乗算することで評価される。体外計測法で得られる体内放射能あるいはバイオアッセイ法で得られる排泄試料中に含まれる放射能から内部被ばくによる線量を評価するまでの過程を図 2.1.1-6 に示す。
体内残留率や排泄率に関するデータについてもいくつかの Publication で勧告されている。Publ.10 では，アクチニド元素のバイオアッセイ法による評価を可能とするため，尿中及び糞中に排出される放射能と血液中の放射能とを関連付ける式が示された 44)。Publ.54 では，核種ごとに Publ.30 で示された代謝モデ
ルに基づいて計算された吸入摂取に対する体内残留率，尿中・糞中排泄率等がまとめられている 45)。Publ.56, 66, 67, 68, 69, 71 等で示された代謝モデル等
は Publ.78 で取り入れられ，Publ.54 の改訂として勧告された。Publ.78 では，吸入・経口摂取及び血中への注入に対する体内残留率，尿中・糞中排泄率がまとめられている 46)。

図 2.1.1-6

体外計測法及びバイオアッセイ法による内部被ばく
線量評価の過程(7)その他（特殊なケース）
内部被ばく線量評価に関連する ICRP 勧告の中には，特殊なケースに関するものがいくつかある。Publ.53 では，核医学に利用される放射性診断薬の投与に対する線量係数が勧告された 47)。ただし，線量係数の導出にあたっては，組織系

19動態モデルや生理学的物質動態モデルではなく，放射性診断薬の集積臓器・組織について与えられた残留関数に基づいている。新たに開発された放射性診断
薬の線量係数については，Publ.53 を補足する Publ.62 (Addendum 1)48),80(Addendum 2)49) ,106 (Addendum 3)50)で勧告されている。
Publ.88 では，母体及び胎児の代謝モデルとともに，胎児の線量係数が示された 51)。母体・胎児の代謝は妊娠中の時期によって大きく異なるため，代謝モデ
ルに適用する移行係数は時間経過とともに変化させる必要がある。したがって，
母体の放射性物質の摂取時期によって線量係数は異なる。Publ.95 では，摂取した放射性物質が母乳に至るまでの経路を含めた授乳婦の代謝モデルとともに，母乳の摂取による乳児の線量係数が示された 52)。
放射性物質によって汚染された創傷部から血中へ移行するモデルについては，
米国放射線防護審議会（NCRP）のレポートに記述されている 53)。このモデルは，
ICRP が示す組織系動態モデル／生理学的物質動態モデルと組み合わせることで，創傷部から放射性物質を摂取した場合の体内残留率，排泄率の計算が可能となる。
参考文献
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20

10.ICRP; "Report on the Task Group on Reference Man", ICRP Publication 23(1975), Pergamon Press, Oxford.
11.W. S. Snyder, M. R. Ford and G. G. Warner; "Revision of MIRD Pamphlet
No. 5 entitled 'Estimates of Absorbed Fractions for Monoenergetic Photon
Sources Uniformly Distributed in Various Organs of a Heterogeneous
Phantom'", ORNL(eds.) "Annual Progress Report" No. ORNL-4979, 5-11
(1974), ORNL, Oak Ridge.
12.W. S. Snyder, M. R. Ford and G. G. Warner; "Estimates of Absorbed
Fractions for Monoenergetic Photon Sources Uniformly Distributed in
Various Organs of a Heterogeneous Phantom MIRD Pamphlet No. 5 (revised)",(1978), Society of Nuclear Medicine, New York.
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Fractions of Photon Energy in the Nonpregnant Adult Female and at theEnd of Each Trimester of Pregnancy", Report No. ORNL/TM-12907 (1995),
ORNL, Oak Ridge.
16.ICRP; "Basic Anatomical and Physiological Data for Use in RadiologicalProtection Reference Values", ICRP Publication 89 (2002), Pergamon
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17.ICRP; "Adult Reference Computational Phantoms", ICRP Publication 110(2009), Elsevier Ltd, Oxford.
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20.ICRP; "Data for Protection Against Ionizing from External Sources", ICRP
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against External Radiation", ICRP Publication 74 (1996), Pergamon Press,
Oxford.
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for External Radiation Exposures", ICRP Publication 116 (2010),
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24.ICRP; "The Metabolism of Compounds of Plutonium and other Actinides",ICRP Publication 19 (1972), Pergamon Press, Oxford.

21

25.ICRP; "Alkaline Earth Metabolism in Adult Man", ICRP Publication 20(1973), Pergamon Press, Oxford.
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28.ICRP; "Adult Reference Computational Phantoms", ICRP Publication 110(2009), Elsevier Ltd, Oxford.
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Publication 48 (1986), Pergamon Press, Oxford.
30.ICRP; "Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake ofRadionuclides - Part 1", ICRP Publication 56 (1990), Pergamon Press,
Oxford.
31.ICRP; "Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake ofRadionuclides - Part 2 Ingestion Dose Coefficients", ICRP Publication
67 (1993), Pergamon Press, Oxford.
32.ICRP; "Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake ofRadionuclides - Part 3 Ingestion Dose Coefficients", ICRP Publication
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33.ICRP; "Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake ofRadionuclides - Part 4 Inhalation Dose Coefficients", ICRP Publication
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22

42.ICRP; "Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake ofRadionuclides - Part 5 Compilation of Ingestion and Inhalation
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http://www.icrp.org/page.asp?id=145, Accessed 13 May 2015.
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Contamination due to Occupational Exposure", ICRP Publication 10 (1968),
Pergamon Press, Oxford.
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ICRP Publication 54 (1989), Pergamon Press, Oxford.
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3 to ICRP Publication 53", ICRP Publication 106 (2008), Elsevier Ltd,
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the Mother", ICRP Publication 88 (2001), Pergamon Press, Oxford.
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Milk", ICRP Publication 95 (2004), Elsevier Ltd, Oxford.
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Wounds and Procedures for their Assessment, Dosimetry and Treatment"
Report No. 156 (2007), NCRP, Bethesda MD.

23

2.1.2 内部被ばくに関する最近の ICRP の動向
ICRP では 2015 年 7 月現在 Publ.129 まで刊行されている。一方で刊行にあたり専門機関等からの意見を聞くためにドラフト文書を公開したものもある。この節では放射線防護上の制限値の計算に係る「職業上の放射性核種の摂取」Part
1-3 と「標準作業者の内部被ばく線量評価の計算上の枠組み：比吸収割合」についてのドラフトの概要と，それに対する専門機関等からの意見についてまとめる。
(1)職業上の放射性核種の摂取：パート 11)注 1①概要
ドラフトとして公開されているが，暫定的なもので内容は確定していない。
本ドラフトは，吸入摂取及び経口摂取による職業上の放射性核種の摂取（OIR）の線量係数を算出するための基本文書で，Publ.30 シリーズ(1979, 1980,
1981,1988)，Publ.68(1994)に代わる文書となる。また，体外計測やバイオアッセイ分析等のモニタリングデータから線量評価をするための解釈についても記載されている。これは Publ.54(1988)，Publ.78(1997)に代わる文書となる。
第一章では，放射線防護量として等価線量と実効線量が基本であることを確認し，基本勧告(Publ.103,2007)での変更点，体内動態モデル，線量評価法（核壊変データ：Publ.107,2008，成人標準ファントム：Publ.110,2009)，バイオア
ッセイデータの解釈についての概要がまとめられた。
第二章では線量限度と職業上の被ばく管理に対する適用法，またモニタリン
グプログラムの必要性がまとめられた。
第三章では体内動態モデルと線量評価モデルを用いて線量係数やバイオアッ
セイ予測値を算出する方法がまとめられた。ここでは，呼吸気道モデル（Publ.66,1994）に修正を加え，消化管モデル(Publ.100,2006)の適用，経皮摂取と傷からの摂取，組織系体内動態モデルの総論，線量計算の方法論がまとめられた。
第四章では個人モニタリング（体外計測法，排泄物の分析）と作業環境モニ
タリングの方法論がまとめられた。
第五章ではモニタリングプログラムのデザイン，種類，必要条件等の基本的な原則がまとめられた。
第六章では，被ばくの状況（摂取日，摂取経路，粒子径，化学形等）や測定値から線量評価をする手順と，評価に対する不確かさについて議論された。
第七章では Part 2 以降の出版物に関する概要がまとめられた。なお，フッ素，
ナトリウム，マグネシウム，カリウム，マンガン，ニッケル，セレン，銀，ア
クチニウム，プロトアクチニウムも以降の Part で報告すると記載されているが，Part 2,3 のドラフトでは記載がされていない。

注12015 年 10 月 23 日に ICRP Publ.130 として出版された。

24

②呼吸気道モデルの変更案
解剖学的・放射線感受性から見た呼吸気道の領域の設定，標的細胞，標準作業者の呼吸率は Publ.66 を踏襲する。クリアランスモデルは最新の知見から若干の変更を行う。
・ 前鼻道（ET1）領域から後鼻道・咽頭・喉頭・口(ET2)への移行を追加する
・ 気管・気管支領域(BB），細気管支領域(bb)の遅い移行のコンパートメントを削除する
・ 呼吸細気管支・肺胞管・肺胞嚢・肺胞-間質領域(AI)を肺胞(ALV)と間質(INT)に分ける
・ 血液への吸収を「初期状態」「変換状態」の表現から，「速い溶解」と「遅い溶解」で表現する（必要があれば，数値を変換することで従来の初期状
態・変換状態のモデル構造を利用することができる）
職業人の空気力学的放射能中央径(AMAD)のデフォルト値は 5µm を踏襲する。
沈着モデルに基づく各領域の沈着割合の計算方法は Publ.66 を踏襲する。ただし，ET1 から ET2 への移行が考慮されたため，ET1 と ET2 の沈着割合を合計し，65：
35 に再分配することにする。
③線量評価やモニタリングで使われる新たな定義・用語
バイオアッセイ関数 m(t)注 2：摂取後の日数 t におけるモデル予測された全身残留量（残留関数）又は毎日の尿もしくは糞で排泄される量（排泄率関数）のこと。一連の表で与えられる。
DPUI 注 3：単位摂取量あたりの実効線量 e(50)又は標的組織 rT に対する単位摂取量あたりの組織等価線量 hT(rT,50)を示す。内部被ばくに対する線量係数に相当する。
DPUC 注 4：摂取後の日数 t におけるバイオアッセイ関数の値当たりの実効線量を示す。バイオアッセイ関数 m(t)とすると，DPUC の Z(t)は Z(t)=e(50)/m(t)で示される。一連の表で与えられる。
S 値（放射線加重 S 値）注 5；Sw(rT←rS)：線源領域 rS での放射線壊変あたりの標的臓器 rT の等価線量(Sv・(Bq・s)-1)で，標準男性と標準女性に対して提供される。（従来の比実効エネルギー(SEE)に相当する）④ドラフトに対するコメント 2)
このドラフトに対して，専門機関や個人として 9 件のコメントがあった。
誘導空気中濃度（DAC）等の計算で，標準作業者の呼吸率のデフォルト値が従来の 1.2m3h-1 と性平均された 1.1m3h-1 の二つの値が混在していること，国際標準化機構(ISO)に従って検出限界量（MDA）の用語は検出限界（detection limit）に変更すべきとの意見は複数から指摘された。また，バイオアッセイデータから摂取量を評価する際に男性の体内動態モデルから求めることの妥当性につい注2
Publ.130 では用語集から削除され、本文中に reference bioassay (retention or excretion) functionと記載された。
注3
Publ.130 では Dose per intake coefficient と記載された（略号なし）。
注4
Publ.130 では Dose per content function と記載された（略号なし）。
注5
Publ.130 では S 係数（放射線加重 S 係数）（S coefficient (radiation weighted)）と記載された。

25

て，標準モデルから外れた個人又は事業所特有のパラメータに基づく線量評価
法の柔軟性についての意見があった。そのほか語句の修正や定義の記載及び引用文献の追加等を求める意見があった。
(2)職業上の放射性核種の摂取：パート 23)①概要
ドラフトとして公開されているが，暫定的なもので，ここで述べる内容は確定していない。Part2 では呼吸気道・消化管モデルで用いる化学形による分類と適用する値や，組織系動態モデルの構造や移行係数等が記載される。なお，具体的なバイオアッセイ関数や DPUC，DPUI の表は記載されていない。
Part 2 では水素，炭素，リン，硫黄，カルシウム，鉄，コバルト，亜鉛，ストロンチウム，イットリウム，ジルコニウム，ニオブ，モリブデン，テクネチ
ウムが報告される。
・ 水素，硫黄：ガス・蒸気，粒子，経口摂取の化学形による分類がなされた。
無機物及び有機物の新たな組織系動態モデルとパラメータが報告された。
・ 炭素：ガス・蒸気，粒子の化学形による分類がなされた。新たな組織系動態モデル（二酸化炭素のサブモデルを含む）とパラメータが報告された。
一酸化炭素，二酸化炭素や重炭酸塩，メタン等により，モデルを使い分ける。
・ リン，鉄，コバルト，亜鉛，イットリウム，ジルコニウム，ニオブ，モリ
ブデン，テクネチウム：粒子，経口摂取の化学形による分類がなされた。
新たな組織系動態モデルとパラメータが報告された。
・ カルシウム：粒子の化学形による分類がなされた。組織系動態モデルとパラメータは Publ.71 を踏襲する。
・ ストロンチウム：粒子，経口摂取の化学形による分類がなされた。組織系
動態モデルとパラメータは Publ.67 を踏襲する。
②ドラフトに対するコメント 2)
このドラフトに対して，専門機関や個人として 6 件のコメントがあった。
代表的検出限界には値の範囲を，達成可能検出限界は値を記載すべきではな
いかとの意見があった。検出限界の表に幾何学条件や検出器等の情報を，残留・排泄率の図や表を，提供してほしいとの指摘もあった。そのほか語句の修正や定義の記載及び引用文献の追加等を求める意見があった。
(3)職業上の放射性核種の摂取：パート 34)①概要
ドラフトとして公開されているが，暫定的なもので，ここで述べる内容は確定していない。Part3 では呼吸気道・消化管モデルで用いる化学形による分類と適用する値や，組織系動態モデルの構造や移行係数等が記載される。なお，具体的なバイオアッセイ関数や DPUC，DPUI の表は記載されていない。
Part 3 ではルテニウム，アンチモン，テルル，ヨウ素，セシウム，バリウム，
イリジウム，鉛，ビスマス，ポロニウム，ラドン，ラジウム，トリウム，ウランが報告される。

26

・ ルテニウム，テルル，ヨウ素：ガス・蒸気，粒子の化学形による分類がなされた。新たな組織系動態モデルとパラメータが報告された。
・ アンチモン，セシウム，イリジウム，ビスマス，ポロニウム：粒子，経口
摂取の化学形による分類がなされた。新たな組織系動態モデルとパラメータが報告された。
・ ラドン：ガス・蒸気のパラメータが与えられた。新たな組織系動態モデルとパラメータが報告された。
・ バリウム，鉛：粒子，経口摂取の化学形による分類がなされた。組織系動態モデルとパラメータは Publ.67 を踏襲する。
・ ラジウム：粒子の化学形による分類がなされた。Publ.67 の組織系動態モ
デルに腎臓への移行を追加し，パラメータを更新した。
・ トリウム，ウラン：粒子の化学形による分類がなされた。組織系動態モデ
ルとパラメータは Publ.69 を踏襲する。
②ラドンについてラドンによる線量は，短半減期のラドン壊変生成物からの寄与も合わせて評価されてきた。歴史的に，ポテンシャルアルファエネルギー濃度（単位はワー
キングレベル(WL)）の測定から線量とリスクが考察されてきた。ICRP
Publ.65(1993)では，平衡等価濃度を定義して１WL に相当する放射能濃度[Bq/m3]に換算された。このドラフトでは，ラドン壊変生成物を呼吸気道モデルで評価できるようにエアロゾルパラメータのデフォルト値を屋内作業場と鉱山で与えている。また，ラドンガスのみの吸入摂取又は経口摂取から等価線量及び実効線量を評価するための組織系動態モデルも報告された（線量係数等のデータは最終版で提供される）。
③ドラフトに対するコメント 2)
このドラフトに対して，専門機関や個人として 6 件のコメントがあった。
第 12 章のラドンについては複数の専門機関等からコメントがあった。作業環
境の特殊性から掲載されたデフォルト値の代表性に対する指摘や，肺がんリス
クに対する喫煙との複合影響の考え方の指摘があった。また，検出限界の値の表記法や，図表による情報提供についての指摘もあった。
(4)標準作業者の内部被ばく線量評価の計算上の枠組み：比吸収割合 5)①概要
ドラフトとして公開されているが，暫定的なもので内容は確定していない。
職業上の放射性核種の摂取のシリーズで吸入又は経口摂取した後の体内の時
間・放射能分布を評価した後に組織等価線量を評価するために，必要な基本データである比吸収割合（SAF）をまとめたものである。SAF は，線源組織領域で放出された放射線エネルギーのうち単位質量あたりの標的組織が吸収する割合を示す。Publ.89 で示された解剖学的データと Publ.110 で示された成人男女のボクセルファントムに基づき，単色エネルギーの光子，電子，アルファ粒子と核分裂スペクトルの中性子の基準データが電子媒体で提供される。Publ.66 の呼吸気道に関する SAF と Publ.100 の消化管に関する SAF の一部のデータが更新される（ドラフトでは数値は提供されていない）。

27

第一章では，放射線防護量として基本勧告(Publ.103,2007)に基づく等価線量と実効線量が基本であることを確認し，職業上の放射性核種の摂取のシリーズで報告される線量係数等に使われている基本データであることが示された。
第二章では，ICRP の内部被ばく評価の計算スキームの概要がまとめられた。
体内動態モデルに基づく体内の分布の算出方法，S 値を用いた等価線量の算出方
法，SAF から S 値の算出，血液等の全身に分布する線源領域の場合の SAF の取扱
いがまとめられた。
第三章では SAF を算出した計算方法の概要がまとめられた。Publ.110 のファ
ントムの概要，放射線輸送コード，線源領域の位置座標を求める方法についての概要がまとめられた。また，エネルギーに対する SAF 値が例示された。
第四章では，白血病のリスクに関する赤色骨髄と骨がんのリスクに関する骨表面（骨内膜）との標的細胞に対する吸収線量の評価のために，電子，中性子相互反応による反跳陽子，アルファ粒子の取扱いについての概要をまとめた。
第五章では，呼吸気道の標的細胞に対する SAF 値算出方法についての概要がまとめられた。
第六章では，消化管の標的細胞に対する SAF 値算出方法についての概要がまとめられた。
②ドラフトに対するコメント 2)
このドラフトに対して，2015 年 9 月 30 日現在，個人として 2 件のコメントがあった。語句の修正等を求める意見があった。
参考文献
1. ICRP; "Draft Report for Consultation Occupational Intakes ofRadionuclides: Part 1" [online]. Available at:
http://www.icrp.org/docs/Occupational_Intakes_P1_for_consultation.p
df, Accessed 27 Aug. 2015.
2. ICRP; "View Comments" [online]. Available at:
http://www.icrp.org/consultation_view.asp, Accessed 27 Aug. 2015.
3. ICRP; "Draft Report for Consultation Occupational Intakes ofRadionuclides: Part 2" [online]. Available at:
http://www.icrp.org/docs/Occupational_Intakes_P2_for_consultation.p
df, Accessed 27 Aug. 2015.
4. ICRP; "Draft Report for Consultation Occupational Intakes ofRadionuclides: Part 3" [online]. Available at:
http://www.icrp.org/docs/Occupational_Intakes_P3_for_consultation.p
df, Accessed 27 Aug. 2015.
5. ICRP; "The ICRP Computational Framework for Internal Dose Assessmentfor Reference Workers: Specific Absorbed Fractions" [online]. Available
at: http://www.icrp.org/docs/AdultSAFDraftForPublicConsultation.pdf,
Accessed 7 Aug. 2015.

28

2.1.3 今後の ICRP 第 2 専門委員会の動向
ICRP 第 2 専門委員会は以下の項目に関する検討を行っているi。
(1)内部被ばく線量係数の改訂（タスクグループ 95）
ICRP は第 2 専門委員会で，作業者を対象とした元素ごとの体内動態モデルの改訂，ICRP 成人標準ボクセルファントム（Publ.110）1)と改訂された放射線デー
タ（Publ.107）2)に基づく比吸収割合（SAF)を用いた線量係数(Sv/Bq)に関する 5
冊のシリーズを刊行する予定である。作業者に関するシリーズが終了すると，公衆（年齢別），胚・胎児，乳児に関する内部被ばく線量係数のシリーズを刊行することを計画している。それらのリストを表 2.1.3-1 に示す。
(2)線量計算用ファントム（タスクグループ 96）
公衆線量評価のためには，SAF を計算するために ICRP Publ.110 の成人ファン
トムii（男女）だけでなく，各年齢層（3 か月乳児，1 歳児，5 歳児，10 歳児，
15 歳男，15 歳女）のファントムが必要となる。胚・胎児の線量評価には胎児と妊娠女性のファントムが必要となる。線量計算用ファントムと SAF の計算状況を表 2.1.3-2 に示す。
(3)環境放射性核種線量換算係数（タスクグループ 90）
土壌，大気，水中等を線源とする環境中の被ばく状況を模擬した公衆の外部
被ばく線量換算係数を 2017 年に刊行物出版予定である。
(4)実用量の検討（タスクグループ 79）
ICRU で定義をして，ICRP で測定に係わる線量概念として位置付けられている
実用量には以下の問題点が存在している。
・ICRU 等価物質は現実的には作れない。
・換算係数がある放射線の種類，エネルギーが限定的。
・実用量が防護量の指標になっていないケースもある。
このような課題に対応するために ICRU と ICRP 第 2 専門委員会で共同のタスクグループが設立され，実用量の再定義又は現在の定義の拡張が検討され始めた。
現在 ICRU がドラフト検討中である。（本件は第 3.2.1 項でも触れる。）
参考文献
1. ICRP; "Adult Reference Computational Phantoms", ICRP Publication 110(2009), Elsevier Ltd, Oxford.
2. ICRP; "Nuclear Decay Data for Dosimetric Calculations", ICRP
Publication 107 (2008), Elsevier Ltd, Oxford.

i

ICRP 第 2 専門委員会の活動が，2016 年 2 月 18 日に日本で開催されたシンポジウムで報告された。
ICRP; "ICRP Symposium on Radiological Protection Dosimetry" [online]. Available at:
http://www.icrp.org/page.asp?id=258, Accessed 8 Apr. 2016.
ii
公衆の成人ファントムは ICRP Publ.110 で開発され，作業者の内部被ばくの線量換算係数評価に使用されている ICRP 標準人ボクセルファントムが用いられる。

29

表 2.1.3-1 ICRP の内部被ばく線量係数の改訂等の動向
作業者に対するデータ（Occupational Intakes of Radionuclides: Part1-5）
シリー
内容
当初の出
現状iv
ズ名
版予定iii
OIR
本文
20142015 に
Part1
Publ.130
として出
版予定？
OIR
14 元素（H,C,P,S,Ca,Fe,Co,Zn,Sr,Y,Zr, 20142016 出版
Part2
Nb,Mo,Tc）
予定？
体内動態モデル，線量係数（Sv/Bq），モ(SAF 待ニタリングデータ
ち)OIR
14 元素（Ru,Sb,Te,I,Cs,Ba,Ir,Pb,Bi,Po, 2014
未定
Part3
Rn,Ra,Th,U）(SAF 待体内動態モデル，線量係数（Sv/Bq），モち)
ニタリングデータ
OIR
ランタノイド（体内動態モデル完了），ア 2015
未定
Part4
クチノイド（体内動態モデル開発中）
OIR
上記以外の 44 元素
2016
未定
Part5
公衆に対するデータ
公衆
2016
未定
年齢別
Part1
公衆
2017
未定
年齢別
Part2
胚・胎児
2017
未定
乳児
2017
未定
表 2.1.3-2 線量計算用ファントム
成人
SAF は 2015 年 8 月現在計算方法についてはドラフト公開中，数値はドラ
フトとして公開せず。
子供（3 か月乳児，1 歳， ファントム開発ほぼ完成：SAF は未
5 歳，10 歳，15 歳男，15 完成
歳女）
胎児と妊娠女性
ファントム開発中，SAF は未完成

iii
iv

2014 年 8 月時点
2015 年 8 月時点

30

出版予定
は未定
出版予定
は未定
出版予定
は未定

2.2 放射性核種ごとの防護上の制限値
国際原子力機関（IAEA）では，前節で述べた国際放射線防護委員会（ICRP）の勧告に基づいて放射性核種ごとの防護上の制限値について検討し，IAEA 安全基準（安全要件及び安全指針）等として発行している。過去の IAEA での検討の場では，欧州委員会（CEC）を中心に検討された数値が俎上に供されてきた歴史がある。
IAEA の安全基準自体に国際的な強制力はないものの，日本国内では必要に応じて国際的な整合を図るため，放射線審議会における審議を経て，国内法令に概ね取り入れられている。なお，IAEA の安全要件「放射性物質安全輸送規則」
については，国際連合（UN）の「危険物輸送に関する勧告」に取り入れられ，
国際海事機関（IMO）や国際民間航空機関（ICAO）の条約を介して，海上輸送と航空輸送について国際的な強制力を有し，また欧州等では道路輸送及び鉄道輸送について域内で強制力を与えられている。
国内規則においては ICRP の勧告を反映する努力が行われており，昭和 33 年に設立された放射線審議会の活動をとおして斉一化が図られている。国内規則
では日本独自に評価されたものもあるが，最近は IAEA の安全基準に数値の掲載がある場合には，国内での確認計算を経て，それとの整合が図られる傾向にある。
2.2.1
国際規則における核種ごとの制限値の策定経緯(1)A 型輸送物の放射能収納限度【単位：TBq】
IAEA では 1961 年に「放射性物質安全輸送規則（旧 SS-6）」の初版を出版した。
この旧 SS-6 の 1973 年の改訂において，A1/A2 システムと呼ばれる A 型輸送物の放射能収納限度が採用されたが，1985 年の改訂において，現在につながる Q シ
ステムと呼ばれる輸送事故を想定した従事者の被ばくシナリオが旧英国放射線防護局（NRPB）から創案され，A1 値（非散逸性向け）及び A2 値（特別形以外向け）が核種ごとに定められた 1）。ここで，A1 値は外部被ばく（破損した輸送物から 1m の距離に 30 分間滞在），A2 値は外部被ばくに加えて内部被ばく（吸入摂取，皮膚汚染及びサブマージョン）を考慮し，生涯に 1 回の被災を想定して当時の放射線作業従事者の線量限度である 50mSv の実効線量，皮膚を含めた個々の臓器の等価線量として 0.5Sv，目の水晶体の等価線量として 0.15Sv を参照線量としている。
旧 SS-6 はその後の改訂を経て，更に文書番号体系が旧 ST-12），旧 TS-R-13）と変更された後に，現在の最新版である 2012 年版の個別安全要件「放射性物質安全輸送規則（SSR-6）」に引き継がれている 4）。A1 値及び A2 値については，対象核種の追加や修正等による数値の見直しは行われているものの，Q システムの基
本は変更されずに現在に至り，2009 年版の旧 TS-R-1 では 79Kr が追加され，取り入れ核種数は 383 個（天然ウラン，濃縮ウラン，肺吸収速度の差異等を含む）となっている。
なお，輸送規則旧 SS-6 における Q システム等の放射線防護の考え方は，「IAEA
放射性物質安全輸送規則の説明文書（旧 SS-7）」及び「IAEA 放射性物質安全輸送規則の助言文書（旧 SS-37）」に記載されている 5）6）。旧 SS-7 と旧 SS-37 はその後統合され，1996 年以降に改訂された放射性物質安全輸送規則旧 ST-1，旧31

TS-R-1 及び SSR-6 における放射線防護の考え方は，IAEA 放射性物質安全輸送規則の助言文書旧 ST-2，旧 TS-G-1.1 及び SSG-26 に夫々記載されている 7）8）9）。
(2)規制免除レベル【単位：Bq/g，Bq】①欧州委員会における検討
1985 年の ICRP 勧告「放射性固体廃棄物処分に関する放射線防護の諸原則（Publ.46）」には，規制から免除するための個人線量の基準として 10µSv/年が示されている 10）。規制免除される放射能濃度と放射能の値は，1988 年版の IAEA
安全指針「放射線源及び行為の規制上の管理からの免除の原則（SS-89）」11）に則って欧州委員会（CEC）において核種ごとに算出され，1993 年に「欧州指令書における報告を要しない濃度及び量（免除値）を確立するための原則と方法（健（RP-65）」12）として出版された。1999 年には，旧英国放射線防護庁（NRPB）
康保護局（HPA）を経て現在，公衆衛生庁（PHE））にて RP-65 に含まれない核種について，同様の手法（但し，内部被ばく評価は最新の ICRP データ）で追加計算がなされ，「欧州基本安全基準指令に含まれない放射性核種における免除の濃度と量（NRPB-R306）」として出版された 13）。これらの値は，通常時及び事故時における作業者並びに処分場における公衆を対象として評価されており，多く
とも 1 トンのオーダーまでの比較的小規模な放射性物質の使用が念頭に置かれている。これらでは，放射能濃度及び放射能に関する制限値を求めるための被ばく経路が複数のシナリオとして準備され，健康障害のリスクが無視できるレベルを，通常時 10µSv/年及び事故時 1mSv/年の実効線量，50mSv/年の皮膚等価線量を参照線量として算出されている。
②国際原子力機関における検討
IAEA では，RP-65 の核種ごとの免除レベルを 1996 年版の安全基準「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（旧 SS-115）」
14）に取り入れるとともに，1996 年版の安全基準「放射性物資安全輸送規則（旧ST-1）」でも RP-65 に含まれていない輸送特有の核種については同様の手法で追加計算を行って取り入れた 2）。なお，当時輸送特有のシナリオについても同様の手法で規制免除値の試算が行われたものの，RP-65 との差は大きくないとして，
旧 ST-1 へは RP-65 の免除値が取り入れられている。その検討経緯は 1996 年にウィーンで開催された IRPA-9（V4-282）等で報告されている 15）16）。なお，2012
年版の「放射性物質安全輸送規則（SSR-6）」では A1 値，A2 値と同じ 383 核種の免除レベルが取り入れられている 4）。他方，その後 BSS については，番号体系が変更された 2014 年の改訂時に，全般的安全要件「放射線防護と放射線源の安全：
国際基本安全基準 BSS（GSR Part3）」の中で NRPB-R306 の免除レベルを追加し，現在の核種数は 776 個となっている 17）。
(3)クリアランスレベル【Bq/g，Bq/cm2】
前述の(2)規制免除レベルは，比較的少規模の放射性物質が対象であったが，クリアランスレベルは，施設の廃止措置等によって発生する大量（1 トンのオー
ダーを超える）の放射性廃棄物を，環境負荷低減等を目的としてリサイクルするために，放射性物質として扱う必要のない区分を設けるためのもので，規制32

免除レベルと同じく 1985 年の ICRP 勧告「放射性固体廃棄物処分に関する放射線防護の諸原則（Publ.46）」に基礎を置いている 10）。
① 欧州委員会における検討
欧州では，ドイツを中心とする複数の国で先行的に法制化に取り組んでおり，
質量汚染密度に加えて建屋の解放等に用いるため面積汚染密度を採用する，あるいは無制限レベルに加えて適用先の制限付きレベルを採用する，などの取り組みがなされている。CEC では，1988 年に「原子力施設解体からの材料再利用のために推奨する放射線学的防護の判断基準（RP-43）」を出版したが 18），1996
年の指令書「電離放射線の危険から一般公衆と作業者の健康を守るための基本
安全基準（96/29/EURATOM）」19）に基づいてこれを見直し，1998 年に「原子力施設解体からの金属再利用に推奨する放射線学的防護の判断基準（RP-89）」20），2000
年に「原子力施設解体からの建屋と建屋破片のクリアランスに推奨する放射線学的防護の判断基準（RP-113）」を出版した 21）。なお，RP-89 の導出方法については RP-101（表面密度）と RP-117（質量密度）に 22）23），また，RP-113 の導出
方法については RP-114 に記載されており 24），個人の線量基準として 10µSv/年オーダー，集団線量基準として 1manSv/年及び皮膚線量基準として 50mSv/年を採用している。更に，2001 年には材質や適用先を限定しない「クリアランス及び免除の概念の実用的な利用-第 1 部：行為に対する全般的クリアランスレベルへの指針（RP-122Part1）」が出版された 25）。その付録 1 には導出方法が記載されており，加速器施設や土壌も対象とするため短半減期の核種も含まれている。
②国際原子力機関における検討
IAEA では CEC での検討結果等を基礎として審議し，2004 年に出版された IAEAの安全指針「規制除外，規制免除およびクリアランスの概念の適用（RS-G-1.7）」
で 257 個の核種についてクリアランスレベルの値を公表した 26）。適用対象は，食物や飲料水等を除いた物質とされ，大量の物質（1 トンのオーダーを超える）を対象としている。
なお，人工起源放射性核種について，10µSv/年を基準線量として用いる場合に現実的なパラメータ値を使用し，1mSv/年を基準線量として用いる場合には低確率なパラメータ値を使用して算出されたものである。また，皮膚被ばくの基準線量としては，50mSv/年の等価線量が用いられている。具体的な算出方法については，2005 年に公表された「規制除外，規制免除及びクリアランスレベルの導出（Safety Report Series No. 44）」に述べられている 27）。
この RS-G-1.7 の数値は，2014 年の BSS 改訂時に，全般的安全要件「放射線防護と放射線源の安全：国際基本安全基準 BSS（GSR Part3）」に取り入れられた 17）。
(4)自然起源放射性核種及び表面汚染に係る制限値の取り扱い①欧州委員会における検討
2001 年に欧州委員会（CEC）によって「クリアランス及び免除の概念の実用的な利用-第 2 部：免除とクリアランス概念の自然放射線源への適用（RP-122Part2）」が出版された 28）。この報告書では，自然起源の放射性物質（NORM）や鉱石の採掘や処理に伴って発生する物質について検討されている。これらの産業では大33

量の物質を扱うため規制免除とクリアランスを区別せず，線量基準としては
300µSv/年が採用されている。
②国際原子力機関における検討2004 年に出版された IAEA の安全指針「規制除外，規制免除およびクリアランスの概念の適用（RS-G-1.7）」26）では，人工放射性核種と自然放射性核種の取り扱いを区別し，自然放射性核種については核種ごとではなく，原子放射線の影
響に関する国連科学委員会（UNSCEAR）の 2000 年報告書における世界規模での自然放射性核種の濃度分布調査結果から 29），1Bq/g（ただし，40K については 10Bq/g）の一律の濃度基準としている。この内容も 2014 年の BSS 改訂時に，全般的安全要件「放射線防護と放射線源の安全：国際基本安全基準 BSS（GSR Part3）」に取り入れられた 17）。なお，2012 年に出版された IAEA の個別安全要件「放射性物質
安全輸送規則（SSR-6）」4）では，NORM については規則中の各制限値の 10 倍を超えない範囲で，放射性核種としての利用の意図にかかわらず（2009 年版の旧
TS-R-1 までは，放射性核種として利用するために処理することが意図されていない場合に限定されていた），SSR-6 の規則の適用から除外することとした 4）。
2
0.4Bq/cm2）
他方，非固定性の表面汚染限度値として，4Bq/cm（α核種の場合はが施設からの持ち出し基準等に多く採用されているが，そのルーツは IAEA の「放射性物質安全輸送規則（旧 SS-6）」の 1967 年版のようである。ところで，1998
年には欧州で，使用済燃料を輸送中の容器表面に最大数千 Bq/cm2 に及ぶ表面汚染が発見され，大きな社会問題となって輸送が数年間停止した。これを契機にIAEA では表面汚染限度について核種ごとに管理するための国際共同研究（CRP）
を設置し，2005 年に技術文書「輸送物及び輸送手段の非固定性汚染の放射線学的側面（TECDOC-1449）」としてまとめるとともに，規則化の検討を行った 30）。
それらの検討結果から，今までの基準を維持することに加えて，オプションとして核種ごとの基準を加えることが提案されたものの，最終段階で否決された経緯がある。
(5)危険量 D 値【TBq】①放射線源管理指標の評価
2005 年に出版された IAEA の安全指針「放射線源の分類（RS-G-1.9）」において 31），放射線源が有する危険度に応じて管理のレベルを決めるための D 値が，241
Am/Be や 239Pu/Be を含む 33 核種について，専門家による判断を取り入れた専門家アプローチによって定められた。D 値は放射線による確定的影響を基に算出されたもので，放射性物質が管理されていない状態（密着保有，室内放置，飛散物の吸引・摂取・皮膚汚染及びサブマージョン）のシナリオで評価し，死亡又は深刻な傷害の危険性を定量的指標として示されたもので，外部被ばくに対する重篤な損傷からの制限 D1 値と内部被ばくに対する重篤な損傷からの制限 D2
値を比較し，小さいほうの値を以て D 値とする。この危険量 D 値は各国での放射線源の管理に活用されている。

34

②国際原子力事象評価尺度の評価
D 値は 2005 年以降の「国際原子力事象尺度（INES）」32）における輸送事故時の評価にも使用されることとなったことから，(1)項の「放射性物質安全輸送規則」の対象核種に対応する値が，より理論的なリスクアプローチによって追加算出
され，241Am/9Be や 239Pu/9Be を含む合計 373 核種が，2006 年に IAEA が出版した「放射性物質の危険数量 D 値（EPR-D-VALUES 2006）」に収められた 33）。なお，核分裂性物質については，放射線被ばくで求めた値が最小臨界量を超える場合は最小臨界量から値が定められている。また，有意な化学的毒性を有する物質については，注意喚起が付記されている。現在 INES の利用者手引きは，2008 年版をIAEA で出版しており，各国での INES 評価に用いられている。また，RS-G-1.9の 33 核種の数値は 31），2014 年の BSS 改訂時に全般的安全要件「放射線防護と放射線源の安全：国際基本安全基準 BSS（GSR Part3）」に取り入れられたが，それ以外の 340 核種については EPR-D-VALUES 200633）に記載がある旨の引用がなされている 17）。
③緊急時対応範囲の評価
緊急時については，2007 年に出版された IAEA の安全指針「原子力又は放射線緊急事態の対策の準備（GS-G-2.1）」において，緊急事態におけるオフサイトの防護措置区域として，予防的措置範囲（PAZ）及び緊急防護措置計画範囲（UPZ）
を定めている。その付属書Ⅱの表８に，緊急時に内部被ばくを生じさせる核種 iのインベントリの 10％が大気中に放出されたとした場合の，放射能量 Ai と当該核種の制限量 D2i との比の合計であるΣAi/D2i に基づいて定め，その範囲を半径として例示している。GS-G-2.1 には，分散性の 68 核種についての計算に必要なD 値が示されている 34）。
IAEA の安全指針「放射性物質が関与する輸送事故の緊急時対応の計画と準備（TS-G-1.2(ST-3)）」では 82 核種を対象に，様々な測定器の線量率測定及び汚染測定への適応性評価がなされており参考になる 35）。
(6)その他の核種ごとの制限量①世界保健機関の飲料水水質ガイドライン
2011 年に世界保健機関（WHO）では「飲料水水質ガイドライン」の第 4 版を出版し，一生涯飲み続ける日常の個人線量基準として，0.1mSv/年のガイダンスレ
ベル(Bq/L)を 191 核種について示している 36）。算出に当たって飲料水の経口摂取量を 730L/年とし，成人を対象とした場合の各核種の摂取に対する線量係数（mSv/Bq）を用いて算出されたものである。
②国際原子力機関の放射線緊急時の判断基準
2002 年に IAEA では安全要件「原子力又は放射線の緊急事態に対する準備と対応（GS-R-2）」において，食品に対する一般的対策レベル（GAL）(kBq/kg)として，一般に消費される「食物」並びに「ミルク，乳児食及び飲料」各々について各 12 核種の値を定めている 37）。また，2011 年に IAEA から出版された一般安全指針「原子力又は放射線の緊急事態への準備と対応に用いる判断基準（GSG-2）」
において，放射線緊急時を対象とした，食物，ミルク又は飲料水の初期設定の35

運用上の介入レベル（OIL6、あらゆる人の実効線量を 10mSv/年未満に留めるための濃度計測値(Bq/kg））を，357 核種について定めている 38）。
③コーデックス委員会の食糧及び飼料の規格
1995 年に国連食糧農業機関（FAO）及び世界保健機関（WHO）は，国際的に貿易される食品に適用するため，「食糧及び飼料中の汚染物質及び毒素に関するコーデックス一般規格（CODEX STAN 193-1995）」を出版した 39）。ここで，成人は550kg/年の食糧を消費し，乳児は 200kg/年の乳児用食品と乳を消費するとし，各々について 20 核種を対象に 1mSv/年の介入免除レベル対してガイドラインレ
ベルが示されている。しかし，食習慣は地域や国ごとに異なるため，規制上の数値は国ごとに異なる傾向にある。また，チェルノブイリ原子力発電所事故の影響を大きく受けたベラルーシ，ロシア，ウクライナ等では，137Cs と 90Sr を対象に対策レベルを設定し，年を経るごとに段階的に引き下げている。
IAEA から，チェルノブイリ原子力発電所事故 20 年後の 2006 年に報告された，
食品中の 137Cs のベラルーシ，ロシア，ウクライナの 3 国における対策レベルを，
表 2.2.1-1 に示す 40)。また，福島事故の翌年から適用されている日本の基準値（日本に場合は 134Cs と 137Cs の合計）も参考として同表の右に示す 41)。ベラルーシ，ロシア，ウクライナの 3 国と日本とを比較すると，牛乳及び肉では日本の基準値が低いが，これはベラルーシ，ロシア，ウクライナの 3 国が牛の飼料を原則自給しているため汚染レベルを下げられないのに対して，日本は牛の飼料の大部分を輸入していることに原因があると推察する。それ以外では両者は概ね同等か日本の基準値が高く，特に主食である穀類関係では，日本の基準値のほうがかなり高く設定されている。しかし，日本国内で実際に流通しているコ
メは，基準値を大きく下回っている実態がある。
表 2.2.1-1 チェルノブイリ原子力発電所事故後に制定された食品中の放射性セシウムの濃度（Bq/kg）
項目

対策レベル 40)
CODEX
1989

EU
1986

ベラルーシ

1999

ロシア
2001

ウクライナ

制定年
牛乳(Milk)
幼児用食品
酪農製品
肉、肉製品
魚
卵
野菜，果物，馬鈴薯，根菜
パン，小麦，穀物

1000
1000
1000
1000
1000
1000
1000
1000

370
370
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100
37
50-200180-500150
40-100
40

100
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160
130
80
40-120
40-60

100
40
100
200
150
6Bq/egg
40-70
20

1997

基準値 41)
日本
2012
50
50

100

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39

41.厚生労働省；"食品中の放射性物質の新たな基準値について"，厚生労働省医薬食品局食品安全部（2012）．

40

2.2.2 国内規則における核種ごとの制限値の策定経緯
国内規則における核種ごとの制限値の一例について，表 2.2.2-1 に示す。本
整理にあたっては，IAEA 安全基準委員会の構成を参考に，対象領域を放射線安
全，廃棄物安全，輸送安全に分け，ICRP Publ.103 が勧告する放射線防護体系の構造にしたがって，計画被ばく状況，緊急時被ばく状況，現存被ばく状況の状
況別に抽出した。
表 2.2.2-1 国内規則における核種ごと注 1 の制限値の一例
放射線安全
廃棄物安全
輸送安全
(1) 下 限 数 量 及 び (4) 埋 設 濃 度 上 (7) A1 値及び A2
下限濃度
限値
値
(2) 空 気 中 濃 度 限 (5) ク リ ア ラ ン (8) 下 限 数 量 及計画被ばく状況
度
スレベル
び下限濃度
(3) 排気・排液中濃 (6) 指 定 廃 棄 物
度限度
の指定基準
(9) D 値（放射線源 該当なし
(11)D 値（INES 評
注2
登録制度）
価尺度）
緊急時被ばく状況(10)汚 染 食 品 基 準（暫定規制値）(12)汚 染 食 品 基 準 該当なし
該当なし
現存被ばく状況（規格基準値）
注1） ここでは，放出線種に基づく制限値は含めていない（例：表面密度限度（α 線を放出する核種：4Bq/cm2，α 線を放出しない核種：40Bq/cm2））。
注2） 放射線源登録制度は，セキュリティの観点から設けられたものであるが，ここでは緊急時被ばく状況として分類した。

関係行政機関の長は，放射線障害の防止に関する技術的基準を法令に定めようとするときには，「放射線障害防止の技術的基準に関する法律」（昭和三十三
年五月二十一日法律第百六十二号）に基づき，放射線審議会に諮問する必要がある。他方，放射線審議会では，平成 10 年 6 月に「ICRP1990 年勧告の国内制度等への取り入れについて」1)を意見具申した。放射線審議会では，平成 11 年からは表 1 の「(1)及び(8) 下限数量及び下限濃度」について検討を開始し，平成
14 年 10 月 3 日の放射線審議会第 78 回総会で基本部会報告書「規制免除について」2)が了承されている。
また，「(2) 空気中濃度限度」，「(3) 排気・排液中濃度限度」については，平成 11 年 4 月に基本部会で，「外部被ばく及び内部被ばくの評価法に係る技術的指針」（平成 13 年 8 月 21 日放射線審議会）3)が策定され，これに従って限度値の算出がなされている。
「(4) 埋設濃度上限値」については，昭和 62 年 12 月の基本部会報告「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」4)が取り纏められたが，その後，「(5) クリアランスレベル」とともに新知見によって見直され，平成 22 年 1 月の基本部会報告「放射性固体廃棄物埋設処分及びクリアランスレベ
ルに係る放射線防護に関する基本的考え方」5)が取り纏められている。

41

「(6) 指定廃棄物の指定基準」，「(10)及び(12) 汚染食品基準」については，
平成 23 年 3 月から平成 24 年 2 月の一連の放射線審議会で審議されている。
「(7)
A1 値及び A2 値」については，平成 13 年 4 月 23 日の放射線審議会第 74 回総会でIAEA の数値の取り入れが了承されている。なお，「(9)及び(11) D 値」について
は，放射線審議会のアーカイブの中では審議の記録が見いだせていない。
以下に，各制限値の概要と代表的な国内規則について，番号順に示す。
(1)下限数量及び下限濃度【単位：Bq，Bq/g】「放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律」（昭和三十二年六月十日法律第百六十七号）の対象となる放射性同位元素は，その数量（Bq）及び濃度（Bq/g）のいずれもがその核種ごとに原子力規制委員会が定める数量及び濃度を超えるものである。この「原子力規制委員会が定める数量及び濃度」
は「下限数量及び下限濃度」と呼ばれ，国際規則の「規制免除値」に相当する。
放射性同位元素の数量及び濃度のどちらか一方がこの下限数量又は下限濃度として規定される値以下であれば，放射性同位元素に対する法の対象とはならない。
核種ごとの下限数量及び下限濃度は，告示「放射線を放出する同位元素の数
量等を定める件」（平成 12 年 10 月 23 日科学技術庁告示第 5 号）の第一条で定められており，同告示別表第 1 では，核種ごとの化学形等（第一覧）に応じた下限数量（第二欄）と下限濃度（第三欄）が与えられている。国内規則における下限数量及び下限濃度は，IAEA 等が 1996 年に策定した国際基本安全基準（BSS）
で提唱されたものであり，放射線審議会基本部会において国内法令への取り入れについて検討され 6)，平成 17 年 6 月 1 日より施行された。それ以前の国内規則では，数量（Bq）については，密封線源で 3.7MBq，非密封線源で 3.7kBq から
3.7MBq まで一桁ずつ 4 群に分けられていたが，現在の国内規則では，密封，非密封に関わらず，核種ごとに 1kBq から 1TBq までの 10 桁の数量に分けられている。また，濃度（Bq/g）については，以前の国内規則では 74Bq/g という一律の値が規定されていたが，現在の国内規則では核種ごとに 10 桁（0.1〜1×108Bq/g）に分けられている。
(2)空気中濃度限度【単位：Bq/cm3】
空気中濃度限度は，放射線業務従事者が常時立ち入る場所において，人が呼吸する空気中の放射性同位元素の一週間についての平均濃度に対して定められている濃度限度である。空気中濃度限度は，告示「放射線を放出する同位元素の数量等を定める件」（平成 12 年 10 月 23 日科学技術庁告示第 5 号）の第七条で規定されており，核種ごとの制限値は同告示別表第 2 の第四欄に与えられている。
空気中濃度限度の導出においては，放射線業務従事者の管理区域内での職業
被ばくが対象となる。計画被ばく状況における職業人の線量限度は年実効線量
50mSv であり，この年線量に相当する一週間あたりの実効線量 1mSv が線量規準として用いられている。職業人の線量限度には，5 年間の合計で実効線量 100mSvという制限もあるが，空気中濃度限度の導出では考慮されていない。空気中濃42度限度は，IAEA 安全基準で示されたものではなく，日本が独自に計算を行ったものである。
以下に，国内規則における空気中濃度限度の計算式を示す。
空気中濃度限度（Bq／cm3）= 1（mSv／週）／（線量係数（mSv／Bq）×呼吸率（cm3／時間）×作業時間（時間／週））
ここで，作業者の線量係数は ICRP Publ.68 で示された値，呼吸率は 1 時間あたり 1.2×106cm3（毎分 20 リットル），作業時間は週 40 時間（年間 2,000 時間に相当）とされた。この作業時間は，1959 年の ICRP Publ.2 で最大許容濃度が計算された際の作業者に対する設定と同じである。線量係数の値は，呼吸による
内部被ばく評価に必要な放射性エアロゾルの粒子径（AMAD：空気力学的放射能中央径）に応じて異なるが，空気中濃度限度の計算にあたっては作業環境を代表するものとして 5µm が適用された。詳細については，日本原子力研究所の河合らの「ICRP の内部被ばく線量評価法に基づく空気中濃度等の試算」7)に示されている。
(3)排気・排液中濃度限度【単位：Bq／cm3】
排気・排液中濃度限度は，放射性同位元素を扱う施設等が監視設備を設けて排気・排液中の放射性同位元素の濃度を監視する場合に，排気・排液口における放射性同位元素の 3 月間についての平均濃度に対して定められている濃度限度である。排気・排液中濃度限度は，告示「放射線を放出する同位元素の数量等を定める件」（平成 12 年 10 月 23 日科学技術庁告示第 5 号）の第十四条で規定されており，同告示別表第 2 では，核種ごとの化学形等（第一欄）に応じて，排気中又は空気中の濃度限度（第五欄）と排液中又は排水中の濃度限度（第六欄）が与えられている。
排気・排液中濃度限度の導出においては，一般環境への放出に伴う公衆被ばくが対象となるため，計画被ばく状況における公衆の線量限度である年実効線
量 1mSv が線量規準として用いられている。排気・排液中濃度限度は，IAEA 安全基準で示されたものではなく，日本が独自に計算したものである。
以下に，国内規則における排気・排液中濃度限度の計算式を示す。
排気中又は空気中の濃度限度（Bq／cm3）= 1（mSv／年）×70（年）／3 月児から成人までの年齢層について Σ｛各年齢層の吸入摂取による線量係数（mSv／Bq）×各年齢層の年間呼吸量（cm3／年）×適用年数（年）｝
排液中又は排水中の濃度限度（Bq/cm3）= 1（mSv／年）×70（年）／3 月児から成人までの年齢層について Σ｛各年齢層の経口摂取による線量係数（mSv／Bq）×各年齢層の年間摂水量（cm3）×適用年数（年）｝43上記の計算ではいずれも年間呼吸量及び年間摂水量が用いられており，一般環境に放出された後の放射性同位元素の拡散に伴う濃度減少も考慮されていな
い。すなわち，一般環境に放出される濃度限度相当の排気や排水をいかなる年
齢層の公衆が一年間直接摂取し続けたとしても，計画被ばく状況における公衆の線量限度である年実効線量 1mSv を超えることはないように導出されている。
内部被ばくの計算では，ICRP Publ.66 の呼吸気道モデル及び ICRP Publ.72 までの体内動態モデルが用いられており，放射性エアロゾルの粒子径（AMAD）は環
境への排気を代表するものとして 1µm が適用された。
日本原子力研究開発機構の真辺らは，ICRP2007 年勧告で示された実効線量の計算手順，組織加重係数，放射線加重係数に基づいて，内部被ばく線量係数を試算し，1990 年勧告に基づく現行規則の数値と比較している 8)。その結果，吸入摂取では線量係数が減少する核種が多く，経口摂取では線量係数がほとんど変化しない核種が多いことから，吸入摂取の線量係数から導出される空気中濃度限度及び排気中又は空気中の濃度限度は大きくなる核種が多く，経口摂取の線量係数から導出される排液中又は排水中の濃度はほとんど変化しない核種が多いことを示している。
また，限度という位置付けではないため，排気・排液中濃度限度と直接は関係しないが，発電用軽水炉施設に対しては，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針（昭和 50 年 5 月 13 日原子力委員会決定）」9)が定められている。これは，発電用軽水炉施設の通常運転時における環境への放射性物質の放出に伴う周辺公衆の受ける線量を合理的に達成できる限り低く保つための“努力目標値”という位置付けであり，施設周辺の公衆の受ける線量が実効線量で年間 0.05mSv を超えないように，年間の放出量又は平均放出率が放出管理の目標値（管理目標値）として定められ，通常運転時においてはこれを超えることのないように努められてきた。
(4)埋設濃度上限値【単位：Bq/ton】
埋設濃度上限値は，埋設による最終的な処分が可能な低レベル放射性廃棄物の範囲を処分の方法別に明確化することを意図して定められたもので，埋設事業の許可申請を行うことができる低レベル放射性廃棄物中の放射性核種濃度の最大値（Bq/ton）である。埋設事業許可申請書に記載された放射性廃棄物の放射性核種濃度がその濃度上限値をすべて下回る場合であっても，直ちに埋設事業の許可がなされるものではなく，廃棄物埋設事業の許可の際の安全審査によって，個々の廃棄物埋設施設・埋設計画ごとに安全性が見極められ，その可否が判断されることになる。国内における低レベル放射性廃棄物の処分方法は，その含まれる放射性物質の濃度に応じて，トレンチ処分，ピット処分，余裕深度処分に区分されている。
トレンチ処分とは，コンクリート壁等の人工バリアを設けずに，素掘りした
溝に廃棄物を定置して埋め戻す方法により最終的に処分する方法である。素掘り処分とも呼ばれ，放射能濃度が極めて低い放射性廃棄物が対象となる。このトレンチ処分に対する埋設濃度上限値は，「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」（昭和六十三年一月十三60日総理府令第一号）の別表第二において，3 核種（ Co，90Sr，137Cs）に対して定44

められている。次に，ピット処分とは，コンクリートピットの中に廃棄物を定置した後にセメント系充填剤を流し込んで一体的に固め，さらに地下水を通しにくい粘土でピットの周囲を覆う方法により最終的に処分する方法である。放射能濃度が低い放射性廃棄物が対象となる。このピット処分に対する埋設濃度
上限値は，「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」（昭和六十三年一月十三日総理府令第一号）の別表第一14において，6 核種（ C，60Co，63Ni，90Sr，99Tc，137Cs）と α 線を放出する放射性物質（10GBq/ton）に対して定められている。また，余裕深度処分とは，一般的な地下利用に対して十分な余裕を持った深さに設置したコンクリート構造物の中に放射性廃棄物を埋設する方法により最終的に処分する方法である。余裕深度処分に対する埋設濃度上限値は，「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令」（昭和三十二年十一月二十一日政令第三百二十四号）の第三十一条において，4 核種（14C，36Cl，99Tc，129I）と α 線を放出する放射性物質に対して定められている。
さらに，我が国では，「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」（平成十二年六月七日法律第百十七号）が定められ，発電用原子炉の運転に伴って生じた使用済燃料の再処理等を行った後に生ずる特定放射性廃棄物を地下三百メー
トル以上の政令で定める深さの地層において最終的に処分する場合の放射能濃度が規定されている。第二種特定放射性廃棄物に対する放射能濃度は，「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律施行令」（平成十二年八月三十一日通商産業
省令第百五十一号）の第三条において，4 核種（14C，36Cl，99Tc，129I）と α 線を放出する放射性物質に対して定められている。
国内規則の埋設濃度上限値は，IAEA 安全基準で示されたものではなく，日本が独自に計算を行ったものである。計算の詳細については，原子力安全委員会
放射性廃棄物・廃止措置専門部会の報告書 10)に示されている。
埋設濃度上限値については，昭和 62 年 12 月の基本部会報告「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」4)が取り纏められたが，その後，「(5) クリアランスレベル」とともに新知見によって見直され，平成 22 年 1
月の基本部会報告「放射性固体廃棄物埋設処分及びクリアランスレベルに係る放射線防護に関する基本的考え方」5)が取り纏められている。同報告によれば，
管理期間終了後における線量基準としては，線量拘束値（線源関連の前向きの制限値）の適用が適切であり，線量拘束値の具体的な値について，ある個人が受ける線量に影響を与える施設（埋設処分場，原子炉施設等）は限定的であると考えられることから，我が国でも，1mSv/年を担保するための値として，0.3mSv/年を超えない値を採用することが処分方法によらず適切であるとされている。
また，埋設濃度上限値に関連した基準として，原子力施設の廃止措置の終了
確認の基準（以下，サイト解放基準）がある。サイト解放基準として，例えば，「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則」には，「廃止措置対象施設の敷地に係る土壌及び当該敷地に残存する施設について放射線による障害の防止の措置を必要としない状況にあること」と規定されている。これに関して，原子力安全基盤機構が 2014 年 2 月に発刊した報告書「原子力施設のサイト解放基準に関する考察（JNES-RE-2013-2038）」11)では，「廃止措置終了時において，「生45

涯リスク 10-5 を目標に，ALARA である」となっていれば，「放射線による障害の防止の措置を必要としない状況」になっているものとし，具体的な判断基準値
はサイトごとに事業者が定め，規制機関が確認するものとし，事業者は線量拘束値 300µSv/年を用いて ALARA であることを証明できるように判断基準値を設定する。」という具体的な解釈が示されている。
(5)クリアランスレベル【単位：Bq/g】
原子力施設等の廃止措置や運転・保守に伴って大量に発生する物の中には，放射能濃度が極めて低く，放射性物質として扱う必要のない物が含まれている。
これらを測定・評価し，定められた放射能濃度基準以下であることを確認すれば，一般資材として再利用又は処分するのがクリアランス制度であり，「定められた放射能濃度基準」がクリアランスレベルである。
「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」（昭和三十二年六月十日法律第百六十六号）（以下，炉規法）の第六十一条の二の第一項において，「原子力事業者等は，工場等において用いた資材その他の物に含まれる放射性物質についての放射能濃度が放射線による障害の防止のための措置を必要としないものとして原子力規制委員会規則で定める基準を超えないことについて，
原子力規制委員会規則で定めるところにより，原子力規制委員会の確認を受けることができる。」と規定されている。そして，原子力規制委員会の確認を受けた物は，炉規法，廃棄物の処理及び清掃に関する法律 昭和四十五年法律第百三十七号），及びその他の政令で定める法令の適用については，核燃料物質によって汚染された物でないものとして取り扱われることになる。
発電用原子炉設置者を対象にしたクリアランスレベルは，「製錬事業者等における工場等において用いた資材その他の物に含まれる放射性物質の放射能濃度についての確認等に関する規則」（平成十七年十一月二十二日経済産業省令第百十二号）の別表第一に，33 核種（3H，14C，36Cl，41Ca，46Sc，54Mn，55Fe，59Fe，58Co，
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Co，59Ni，63Ni，65Zn，90Sr，94Nb，95Nb，99Tc，106Ru，108mAg，110mAg，124Sb，123mTe，
129
I，134Cs，137Cs，133Ba，152Eu，154Eu，160Tb，182Ta，239Pu，241Pu，241Am）が規定されており，加工事業者を対象としたクリアランスレベルは同規則別表第二に 5核種（232U，234U，235U，236U，238U）が規定されている。また，試験研究炉等設置者を対象にしたクリアランスレベルは，「試験研究の用に供する原子炉等に係る放射能濃度についての確認等に関する規則」（平成十七年十一月三十日文部科学省
令第四十九号）の別表に規定されている。
上記のように国内規則に取り入れられたクリアランスレベルについては，原子力安全委員会が日本独自の評価モデルに基づいて，原子炉施設 12)，重水炉及び高速炉 13)，核燃料使用施設 14)を対象とした計算をそれぞれ行い，平成 16 年
12 月 16 日に公表した報告書「原子炉施設及び核燃料使用施設の解体等に伴って発生するもののうち放射性物質として取り扱う必要のないものの放射能濃度について」15)において，日本の国内規則に取り入れるべきクリアランスレベルについて検討した。その結果，IAEA が 2004 年に出版した安全指針（RS-G-1.7）に示された値との間には有意な差はないものと認められたことから，国際的整合性
等の立場から，同安全指針に示された値を採用することが適切と判断された経緯がある。日本原子力研究所は，原子力安全委員会放射性廃棄物安全基準専門46

部会における調査審議を支援するため，クリアランスレベル導出に係る技術的検討を実施した 16)。
さらに，文部科学省科学技術・学術政策局では放射線安全規制検討会を設置
し，放射線障害防止法に規定するクリアランスレベルについて検討した結果 17)，平成 24 年 4 月 1 日には，「放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律」（昭和三十二年六月十日法律第百六十七号）が一部改正され，第三十三条の三において，許可届出使用者，届出販売業者，届出賃貸業者及び許可廃棄業者に適用されるクリアランス制度が規定されており，放射性同位元素によって汚染された物（RI 汚染物）については 53 核種，放射線発生装置から発生した放射線によって汚染された物（放射化物）については 37 核種について，クリアラ
ンスレベルが定められている。
(6)指定廃棄物の指定基準【単位：Bq/kg】
東京電力福島第一原子力発電所事故に伴い大量の放射性物質が放出され，広範囲に環境の汚染が生じたことを受けて，「平成二十三年三月十一日に発生した
東北地方太平洋沖地震に伴う原子力発電所の事故により放出された放射性物質による環境の汚染への対処に関する特別措置法」 （平成二十三年八月三十日法律第百十号）（以下，特措法）が制定された。特措法第十七条では，廃棄物の事故由来放射性物質による汚染状態が環境省令で定める基準に適合しないと認めるときは，環境大臣は当該廃棄物を特別な管理が必要な程度に事故由来放射性物質により汚染された廃棄物として指定するものとしている。特措法施行規則（平成二十三年十二月十四日環境省令第三十三号）の第十四条では，「特別な管理が必要な程度に事故由来放射性物質により汚染された廃棄物の指定に係る基準」について，事故由来放射性物質である 134Cs についての放射能濃度及び事故
由来放射性物質である 137Cs についての放射能濃度の合計が 8,000Bq/kg と定めている。廃棄物に含まれるセシウム濃度がこの指定廃棄物の基準よりも小さい場
合には，一般の廃棄物と同様の方法によって処理されることになる。また，特措法施行規則第二十六条では，事故由来放射性物質である 134Cs と 137Cs についての放射能濃度の合計が 100,000Bq/kg を超える場合には，埋立処分の基準が別に規定されている。
国内規則における指定廃棄物の指定基準は，IAEA 安全基準で示されたものではなく，日本が事故後に独自に計算を行ったものである。計算にあたっては，
原子力安全委員会が平成 23 年 6 月 3 日に示した「東京電力福島第一原子力発電所事故の影響を受けた廃棄物の処理処分等に関する安全確保の当面の考え方」18)に基づいて，廃棄物を取り扱う作業者及び周辺住民の年間の被ばく線量が実効線量で 1mSv を下回り，埋設処分を終了した最終処分場の周辺住民の年間の被ばく線量が実効線量で 0.01mSv を下回るように設定された。
(7)A1 値及び A2 値【単位：Bq】
日本における放射性同位元素又は放射性同位元素によって汚染された物の輸送に係る規制体系は，主として IAEA が策定する放射性物質安全輸送規則に基づいて構築されている。この IAEA 輸送規則は条約ではないため，IAEA 加盟国である我が国の法令取り入れに強制力を有するものではないが，IAEA 輸送規則は「危47

険物輸送の国連勧告」（オレンジブック）に取り入れられるため，国際海事機関（IMO）及び国際民間航空機関（ICAO）の条約を通して，海上及び航空輸送においては，IAEA 輸送規則に基づき国内法令への取り入れが行われてきた経緯がある。IAEA 輸送規則の最新版は 2012 年版（個別安全要件 SSR-6）であり，航空輸
送の国際条約が 2015 年 1 月 1 日から発効されたことを受けて，関連する国内規則の改正が行われたところである。
関係する法令としては，船舶安全法，航空法，原子炉等規制法，放射線障害防止法等，多岐にわたる。なお，放射線障害防止法には核原料物質と核燃料物
質関連の核種は含まれていない。
以下，放射線障害防止法を例として記述する。
放射性同位元素等の運搬については，「放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律施行規則」（昭和三十五年九月三十日総理府令第五十六号）の第十八条の三に規定されており，種類に応じて，①危険性が極めて少ない放射性同位元素等として原子力規制委員会の定めるもの（L 形輸送物），②原子力規制委員会の定める量を超えない量の放射能を有する放射性同位元素等（A 形輸送
物），③前号の原子力規制委員会の定める量を超える量の放射能を有する放射性同位元素等（BM 型輸送物又は BU 型輸送物）に区分される。区分の判断に用いる
核種ごとの制限値は，「放射性同位元素等の工場又は事業所の外における運搬に関する技術上の基準に係る細目等を定める告示」(平成二年科学技術庁告示第七号) で示されており，第二条で L 型輸送物，第三条で A 型輸送物に対する数量（A1 値，A2 値）が規定されており，同告示では各輸送物に係る技術上の基準が定められている。
(8)下限数量及び下限濃度【単位：Bq，Bq/g】(1)を参照。なお，本項に関係する法令としては，(7)と同様，船舶安全法，
航空法，放射線障害防止法等，多岐にわたる。しかし，原子炉等規制法では，施設関係が規制免除を取り入れていないため，核原料物質と核燃料物質関連の陸上輸送について，本項は取り入れられていない。
(9)D 値（放射線源登録制度）【単位：TBq】
我が国では，IAEA の「放射線源の安全とセキュリティに関する行動規範」に基づいて，危険度の高い個々の放射線源を特定し，その所持，在庫確認等の情報の国への報告を義務付けることによって，不法な所持，譲渡，譲受を早期に探知することを目的として，放射線源登録制度が平成 23 年 1 月より導入されている。
この放射線源登録制度は，「密封された放射性同位元素であって人の健康に重大な影響を及ぼすおそれがあるものを定める告示」（平成 21 年 10 月 9 日文部科
学省告示第 168 号）で規定されており，一定の数量以上の密封された放射性同位元素であって，人の健康に重大な影響を及ぼすおそれのあるもの（特定放射性同位元素）を対象に，その放射線源の仕様及び受け入れ・払い出しの情報について，対象となる事業者が原子力規制委員会に報告することが義務付けられている。この「一定の数量以上の密封された放射性同位元素」の判断に用いられるのが D 値であり，同告示別表第一欄に核種別の値が与えられている。D 値以48

下であれば対象外，D 値の 10 倍以上であればすべての密封された放射線源が対象となる。また，密封された放射線源のうち，工業用ラジオグラフィ用線源（非破壊検査装置）とアフターローディング装置用線源（腔内治療用）については，
D 値以上のものは対象となる。
国内規則に取り入れられた D 値は，IAEA が 2006 年 8 月に出版した「Dangerous
qualities of radioactive material (D-values)」で与えられている。詳細は，「2.2.1 国際規則における核種ごとの制限値の策定経緯─(5) 危険量 D 値」を参照。
(10)汚染食品基準（暫定規制値）【単位：Bq／kg】
東京電力福島第一原子力発電所事故の発生を受けて，厚生労働省医薬食品局
食品安全部長は平成 23 年 3 月 17 日，各都道府県知事，保健所設置市長，特別区長に対して，「放射能汚染された食品の取り扱いについて」（食安発 0317 第 3号）19)を発出した。これは，当分の間，原子力安全委員会の指針「原子力施設等の防災対策について」で示された指標値を暫定規制値として使用し，これを上回る食品については，食品衛生法（昭和二十二年十二月二十四日法律第二百三十三号）第六条第二号で定める「有害な，若しくは有害な物質が含まれ，若し
くは付着し，又はこれらの疑いがあるもの。」に当たるものとして食用に供されることがないよう販売その他について十分に処置するよう注意するものであった。
厚生労働省からの連絡に別添として与えられた原子力安全委員会の指針「原子力施設等の防災対策について」20)は，原子力災害対策本部が食品摂取制限の実施が適切であるかの検討を開始するための目安であり，対象核種群は，放射性ヨウ素（混合核種の代表核種：131I），放射性セシウム，ウラン，プルトニウム及び超ウラン元素のアルファ核種（238Pu，239Pu，240Pu，242Pu，241Am，242Cm，243Cm，244Cm
放射能濃度の合計）であった。同指針は 1980 年 6 月に策定され，2010 年 8 月までに 14 回改訂されていたが，そのうち指標値についてはチェルノブイリ原子力発電所事故や JCO 事故の経験を踏まえて，3 回改訂されていた。
指標値の計算では，食品からの被ばくに対する年間の許容線量について，放射性ヨウ素に対しては甲状腺預託等価線量で 50mSv，放射性セシウムについては
実効線量で 5mSv と設定され，食品カテゴリーごとに線量が割り当てられた。また，放射性ヨウ素では一日平均摂取量の全量，放射性セシウムでは一日平均摂取量の半分が汚染食品として想定された。その結果，放射性ヨウ素に対する指標値は，飲料水と牛乳・乳製品について 300 Bq/kg，野菜類（根菜，芋類を除く）
について 2,000Bq/kg であった。また，放射性セシウムに対する指標値は，飲料
水と牛乳・乳製品について 200Bq/kg，野菜類，穀類，肉・卵・魚・その他について 500Bq/kg であった。
この食品衛生法上の暫定規制値は，平成 24 年 3 月 31 日まで適用され，平成24 年 4 月 1 日以降は，後述の規格基準値が適用された。
(11)D 値（INES 評価尺度）
D 値は国際原子力・放射線事象評価尺度（INES）の評価に用いられている。INESとは，放射性物質や放射線源の輸送や貯蔵，使用に関連した事故・故障等の事
49

象について，安全上の重要性を一貫した用語で公衆に速やかに提供するための手段であり，チェルノブイリ原子力発電所事故等の経験を踏まえ，IAEA と OECD
／NEA によって 1990 年に開発された経緯がある 20)。評価レベルは，レベル 0（安全上重要でない事象），レベル 1（逸脱），レベル 2（異常事象），レベル 3（重大な異常事象），レベル 4（局所的な影響を伴う事故），レベル 5（広範囲な影響を伴う事故），レベル 6（大事故），レベル 7（深刻な事故）に区分される。
我が国においては，「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」（昭和三十二年六月十日法律第百六十六号）」の第六十二条の三において，事故や事象があった場合の主務大臣等への報告が義務付けられている。この報告を受けて，国では INES 暫定値を評価し，レベル 2 以上に分類された事象又は事象発生国以外の公衆の関心が高く情報提供が要求される事象については，INES 暫
定値を速やかに IAEA に報告することになっている。このような INES の国内適用は，1992 年より原子力発電所に対して開始されており，その後，放射性同位元素等の使用・保管・廃棄等を行う施設まで対象が拡大され，平成 22 年 4 月以
降は施設外の運搬まで含められている。
INES 評価は，三つの基準（基準 1：人と環境に与える影響，基準 2：施設における放射線バリアと管理，基準 3：深層防護への影響）によって行われる。この
うち，人と環境に与える影響について，核種ごとに定められた D 値の 2,500 倍を超える放射能が輸送中の放射線源から放出された場合にはレベル 5 と評価され，同様に 250 倍を超える場合にはレベル 4 と評価される。また，深層防護への影響については，放射線源が有する放射能 A の D 値に対する比（A/D）に応じて，線源カテゴリーが 4 つ（0.01≦A/D<1，1≦A/D<10，10≦A/D<1,000，1,000≦A/D）に分類されており，INES 評価の最大値が設定されている。詳細については，IAEA
が 2009 年に発刊した「INES ユーザーズマニュアル（2008 年版）」21)に基づいて運用される。
(12)汚染食品基準（規格基準値）【単位：Bq／kg】
厚生労働省では，暫定規制値に適合している食品について，健康への影響はないと一般的に評価され，安全は確保されているとしたものの，より一層，食品の安全と安心を確保するため，食品から許容することのできる放射性セシウ
ムの線量を，年間 5mSv から年間 1mSv に引き下げることを基本として，薬事・食品衛生審議会において新たな規格基準値設定のための検討を行った。そして，食品中の放射性物質に係る規格基準値案が平成 24 年 2 月 24 日に行われた審議会食品衛生分科会において了承されたことを受けて，厚生労働大臣は，食品衛生法（昭和二十二年十二月二十四日法律第二百三十三号）第 11 条第 1 項に基づき，「乳及び乳製品の成分規格等に関する省令」（昭和二十六年十二月二十七日
厚生省令第五十二号）及び「乳及び乳製品の成分規格等に関する省令別表の二の(一)の(1) の規定に基づき厚生労働大臣が定める放射性物質を定める件」（平
成 24 年厚生労働省告示第 129 号）の一部の改正等を行い，食品中の放射性物
質の規格基準値が設定された。
これに伴い，放射性セシウムに対する規格基準値は，一般食品について
100Bq/kg，乳児用食品について 50Bq/kg，牛乳について 50Bq/kg，飲料水について 10Bq/kg となった。暫定規制値からの基準の変更に伴って，市場に混乱が起50

きることを防ぐために，準備期間が必要な食品（米，牛肉，大豆）については，
一定の期間，暫定規制値が適用された。
規格基準値の設定にあたっては，食品の国際規格を作成しているコーデック
ス委員会の指標が年間 1mSv を超えないように設定されていることから，食品からの被ばくに対する年間の許容線量が 1mSv に設定され，飲料水に対する規格基準値である 10Bq/kg に相当する年間線量の約 0.1mSv を差し引いた上で，残りの線量が一般食品に割り当てられた。また，放射性セシウムに対する暫定規制値の設定と同様に，流通する食品の 50%が汚染されていると想定された。年齢や性別等により評価対象の公衆が 10 区分に分けられ，区分ごとに一般食品の摂取量と経口摂取による換算係数を用いて限度値が導出され，最も低い値（13～18 歳の男性：120Bq/kg）を下回る 100Bq/kg が全区分の基準とされた。乳児用食品と牛乳の規格基準値については，放射線への感受性が高い可能性があるとされる
子どもへの配慮から，独立の区分とし，一般食品の半分の 50Bq/kg とされた。
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52

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User's Manual 2008 Edition, Emended 2013", (2013), IAEA and OECD/NEA,
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53

2.2.3 今後へ向けた課題
現行の国内法令において，ICRP，IAEA 等における方法と異なった評価法に基づいて，国際基準と異なった基準が適用されていて，今後見直しが必要な課題を以下に取り上げる。
(1)空気中放射能濃度限度と水中放射能濃度限度
現在の法定濃度限度は，排気口のところで，排出された空気を 1 年間呼吸し続ける，また排水された水を 1 年間摂取し続ける，という，およそ現実にはあり得ない仮定に基づいて，1 年間の被ばく線量が 1mSv 以下になるという計算に基づいて決められていて，非常に安全側の限度になっている。これをもっと実際に即したシナリオに基づく評価を取り入れて改訂する必要があろう。
2011 年 1 月に出された放射線審議会基本部会の第 2 次中間報告書では，2007
年 ICRP 勧告の国内法令取り入れに対する提言として，以下のように勧告している。
「代表的個人」は，公衆の放射線防護の検討において，公衆を代表する線量を評価するために有効な概念であり，現実的なモデルに基づいた公衆の線量評
価に代表的個人を用いることは妥当である。ただし，代表的個人を考慮した線量評価が困難である場合には，従来の考え方である保守的な状況の仮定やパラメータの設定に基づく公衆の線量評価を行うべきである。また，代表的個人の考え方を様々な状況に適用していくために，放射線防護に精通する関係学会により，その具体例等の検討や提示が行われることが適切である。
例えば，代表的個人に対して，その空気吸入量と水の摂取量から現実的な被ばく線量を評価し，その代り 1mSv の限度ではなくて，300µSv の線量拘束値を使うなどの方法である。
(2)食品放射能基準
厚生労働省は 2012 年 4 月 1 日から食品衛生法の食品中の放射能濃度規制値を，基準を設定する目標値として，それまでの年間 5mSv から 1mSv に引き下げた。
これは，国際規格であるコーデックス（国連食糧農業機関と世界保健機構が設置したコーデックス委員会が定める国際規格で，各国の食品基準はこれとの調和を図るよう推奨されている）や，EU やアメリカに比べて，10 分の１から 100分の 1 位の非常に厳しい値になっている。これは，乳児用食品や牛乳で 100％，
一般食品では 50％が放射能汚染されているという前提から来ていて，対策が進んだ現在ではあり得ない仮定に基づいている。このような基準を維持していることが，逆に風評被害を引き起こしている一因にもなっている。現在は食品の汚染検査が実施され，汚染が検出される事例もごく少ないことから，早急に現実を踏まえた再検討が必要である。
(3)緊急時の作業従事者の被ばく限度
これに関しても，2011 年 1 月に出された放射線審議会基本部会の第 2 次中間報告書では，2007 年 ICRP 勧告の国内法令取り入れに対する提言として，以下のように勧告している。ちなみに ICRP2007 年勧告の推奨値は，緊急救助活動では1000mSv 又は 500mSv であり，国際的には，緊急作業に従事する者の線量を 100mSv
54

を上限値としておらず，緊急性の程度に応じた段階的な線量の制限値としている。
・ 緊急作業に従事する者に許容する実効線量を 100mSv を上限値として設定する必要がないことが国際的にも正当化されている中で，その上限値を100mSv とする我が国の現行の規制は，人命救助のような緊急性及び重要性の高い作業を行ううえで妨げとなる。このため，我が国における緊急作業に従事する者に許容する線量の制限値について，国際的に容認された推奨値との整合を図るべきである。
・ 緊急作業に従事する者に許容する線量の制限値は，あらゆる緊急被ばく状
況に対して迅速な防護活動を実施できるように，緊急性の程度に応じたい
くつかの線量の制限値として規定されるべきである。このような線量の制限値は，超えてはならない限度の位置付けであるべきではなく，低減すべき努力目標値の位置付けであるべきである。
・ 緊急作業に従事する者は，原則として緊急作業に志願した放射線業務従事者に限り，その者の要件は，「当該作業で発生する可能性のある健康リス
クを理解し，それを受け入れる者」とするべきである。また，緊急作業に従事する放射線業務従事者以外の防災業務関係者の要件は，「緊急作業に志願し，教育等をとおしてその作業で受ける可能性のある健康リスクを事前に理解した者であって，緊急時対応の訓練を受けた者」とするべきである。
また，緊急作業での被ばく線量は通常の放射線作業での被ばく線量に加算すべきではない。例えば緊急作業で 50mSv を超える被ばくをした場合に，その後に線量限度を超えているという理由で放射線作業に従事できないとなると，憲法で保障された個人の職業選択の自由を奪うことになるからである。むしろ，宇宙飛行士のように生涯線量での規制値とすべきである。
現在これに関しては，原子力規制庁から 2015 年 5 月 21 日に緊急作業時の被ばくに関する関係規則等の改正に係る意見募集が出され，7 月 8 日には放射線審
議会にこれらの関係規則の諮問が出された。そして厚生労働省からは 7 月 17 日に，電離放射線障害防止規則の一部を改正する案として，放射線審議会に以下の諮問が出され，両者の諮問は議論の結果 7 月 31 日に妥当であるとの答申が出されて，技術基準が見直されることが決まった。改訂された規則等は 8 月 31 日に公布され，2016 年 4 月 1 日に施行されることとなった。その内容は，原子力災害対策特別措置法第十条の一部又は十五条に定める緊急事象が発生した時は，緊急作業に従事する者に緊急被ばく限度（電離則では「特例緊急被ばく限度」）
として，250mSv と定めるものであり，これを適用するのは原子力災害対策特別措置法で規定する原子力防災要員及び防災管理者，ならびに副原子力防災管理者に限定している。
この改正に関しては，以下の３つの点が重要である。
① この 250mSv が限度なのか参考レベル（努力目標値）なのかという点であるが，規制庁は「限度」ではなくて，資料には万一超えても「正当化」，
55

「最適化」が認められれば配慮するという扱いになっているが，厚労省
は「限度」としていて，250mSv を超えると勧告や指導をするということであり，あくまでも参考レベルとしている国際的な基準に合致していない。
② 緊急時被ばく線量と通常時被ばく線量を区別して管理するかどうかという問題に関しては，規制庁，厚労省とも，通常時被ばく線量と緊急時被ばく線量を合算して生涯 1Sv を超えないように管理するとしている。5年の被ばく積算期間内に起こった事故で，合わせた線量が 100mSv を超えたら，残りの期間は年 5mSv が限度で，作業につけることになっている。
次の積算期間になったら，生涯線量 1Sv を考慮して，その残りの線量の範囲で，通常の 50mSv/年，100mSv/5 年の被ばく管理になる。これが緊急作業従事者の救済措置である。この点は改善がなされている。そうでな
いと，憲法で保障された緊急作業従事者のその後の職業選択の自由が阻害される可能性がある。
③ 緊急作業従事者を原子力防災要員及び防災管理者等に限定しているが，消防隊や自衛隊は含まれていない。彼らの扱いも今後検討の必要がある。
(4)クリアランス
クリアランス制度が取り入れられて，ICRP や IAEA の放射性廃棄物の規制免除に係る個人線量の規準として， 10µSv／年（リスクレベル 10-6/年オーダーに相当する線量 100µSv /年オーダーとし，複数線源を考慮して 1/10 としたもの）が国内法令に取り入れられたが，原子力発電所等から出る何千から何万トンもの大量の廃棄物に対して考慮されたクリアランスレベルと，それよりはるかに量の少ない放射線取扱事業所から出る廃棄物のクリアランスレベルが同じで良いのかどうかは検討の余地がある。これはもともと大量の廃棄物に対してそれが集積された時の影響を考慮して決められた値であり，量の違いによる検討がなされるべきであろう。それに国による認可と検認に多額の費用が掛かる点も，一般の放射線事業所がクリアランス制度を利用する上での問題となっている。
(5)放射化物の規制
平成 10 年 10 月 30 日に，「放射線発生装置使用施設における放射化物の取り扱いについて」という当時の放射線安全課長通知が出されて，「放射化物」とは放射線発生装置の使用に伴って，放射化させることを目的とせずに有意の放射能が認められるに至った放射線発生装置及び実験機器をいう，と定義されていた。その有意という意味は，バックグラウンド計数値の誤差(標準偏差)の 3 倍を超える場合を意味していて，線量測定して管理されていた。ところが，平成24 年 4 月 1 日から放射化物が法令の中に規制対象として取り込まれたが，その時に放射性同位元素によって汚染されたものと同じに放射性汚染物であるという定義がされた。これが一番問題であり，放射化物というのは，放射性同位元素がそのほとんどが放射性核種であるのとは違って，その中に存在する原子数のほんの一部（100 万個のうちの 1 個とか）しか放射性核種になっていないという科学的事実を全く無視している。この放射性汚染物という表現は今後変更すべきである。
56

さらに，この放射化物がクリアランス制度に組み込まれたことによって，放射化物を廃棄する場合に生成された核種の同定が必要になり，放射線発生装置
施設から出る放射化物の取り扱いが，線量管理だけでは済まなくなり，極めて複雑で面倒になっている。日常管理でどこまでを放射化物とするのかのガイド
ラインを設けることは，今後の発生装置や施設の廃棄等を考えると極めて重要である。
この放射化物の取り扱いやクリアランスに関しては，原子力規制庁の放射線規制室が現在検討中である。
(6)ICRP Publ.116 の国内法令への取り入れ
放射線審議会基本部会の ICRP 2007 年勧告の国内法令への取り入れの第 2 次
中間報告を，平成 23 年 1 月に放射線審議会が承認しているが，その中で実効線
量換算係数の新しい報告書が刊行された時は，現行の規定の更新を検討すべきであるとしている。最近，ICRP から Publ.116「外部放射線被ばくに対する放射線防護のための換算係数」が刊行された。ここでは，陽子と中性子に対する放射線加重係数が変更されたことにより，実効線量換算係数が変更されている。
これにより現行の告示別表の数値を変更することを至急行うべきである。この数値は放射線施設（特に中性子を生成する加速器施設）の遮蔽設計計算に直接影響するので重要である。

57

2.3 防護上の制限値の導出
ここでは，2.2.1 項で挙げた核種ごとの制限値の導出方法を示す。
2.3.1 数値の算出方法(1)A 型輸送物の放射能収納限度【単位：TBq】
以下に，Q システム（2.2.1 項参照）に基づく A1/A2 値の導出方法 1)を示す。
①基本的概念A 型輸送物の核種ごとの収納放射能限度（TBq）を定めるために利用される値
であり，A1 は非散逸性の固体状放射性物質又は放射性物質を収納している密封カプセル（特別形放射性物質）に対する数値であり，A2 値は特別形放射性物質以外（非特別形）の放射性物質に対する値である。
＜輸送物の分類＞
L 型輸送物IP 型輸送物
A 型輸送物：微量の放射性試料等：低レベル放射性廃棄物，未照射天然ウラン，原子炉廃材等：発電用新燃料集合体※，少量の放射性試料

等
B 型輸送物：使用済燃料※，高レベル放射性廃棄物※，
MOX 新燃料集合体※等
核分裂性物質収納輸送物 ：※印
A1/A2 値は，本来 A 型輸送物に収納される放射能量の限度として定められた値であるが，これを尺度として，その他の輸送物の収納限度，或いは輸送物の定
義付けのために用いられる IAEA 輸送規則における根幹となる数値である。
⇒ ・適用除外（L 型）輸送物の収納限度・LSA 物質の収納限度
・B 型輸送物の放射能漏洩限度，等
表 2.3.1-1
特別形数量
L型
A型
B型

A ×

,

A 値 以下
A 値 超

以下

法令規制値 2)非特別形数量表面における
1cm 線量当量率

気体・固体：A × , 以下
5 [µSv/h] 以下
液体：A × , 以下
A 値 以下2 [mSv/h] 以下
A 値 超＜輸送物の設計承認＞
A 型輸送物（収納放射能量：A1/A2 値以下）

58

事故による放射線影響は容認できるものであり，当局の設計承認が不要。
B 型輸送物（収納放射能量：A1/A2 値超）
過酷な事故の結果として，多量の放射能が漏洩する確率は非常に低いレベルとなっているが，当局の設計承認が必要。
特別形 ・・・ 放射性物質が衝撃や高温にあっても漏出しない様に強固なステンレス鋼カプセル等に完全溶接密封されているもので，承認を受けたものである。
非特別形 ・・・ 特別形でないものであり，一般的には液体や固体状の放射性物質をガラスアンプル等に封入したものをいう。
②想定シナリオ（被ばく経路）＜被ばく経路＞
以下に Q システムで考慮される被ばく経路を示す。
光子(中性子)による外部被ばく（QA(QF)）：線源（破損した輸送物）から1m の距離に 30 分間滞在する。
電子による外部被ばく（QB）：線源（破損した輸送物）から1m の距離に 30 分間滞在する。
吸入摂取による内部被ばく（QC）：エアロゾルが収納放射能の10-3～10-2 が放出され，その10-4～10-3 が取り込まれるとし，合わせて全体として収納
放射能の 10-6 が吸入摂取される。
汚染の転移による皮膚被ばく（QD）：収納放射能の 1%が 1m2 に付着し，その 10％が皮膚に 5 時間付着する。
サブマージョンによる外部被ばく（QE） ：ガス状の収納放射能が 100％
放出され，4 回／時の換気が行われる 300m3 の室内に 30 分間滞在する。
特別考慮（α放射体）（QF）：α放射体の場合，光子及び電子放射が比較的弱いため，一般に特別形の QA や QB を計算す
るのは適切ではない。従って，
59恣意的な上限値として，
QF=104×QC を用いている。

(n)

(QF)

図 2.3.1-1

Q システムで考慮される被ばく経路③子孫核種の考慮
評価対象核種に対して，最長輸送期間を 50 日として以下を考慮する。
全ての子孫核種の半減期 ＜ 10 日 ＆ 全ての子孫核種の半減期 ＜親核種の半減期→ 子孫核種の Q 値への寄与は，親核種の分と合計する。
（永続平衡）
全ての子孫核種の半減期 ＞ 10 日 or 全ての子孫核種の半減期 ＞
親核種の半減期→ 混合核種のルール 1)により算出する。
④参照線量
Q システムでは，以下の参照線量が用いられている。
（預託）実効線量：0.05Sv （QA,QC,QE）
皮膚を含めた個々の組織・器官の等価線量 ：0.50Sv （QB,QD）
60

水晶体の等価線量：0.15Sv(Q ｼｽﾃﾑでは配慮不要)⑤収納限度 Q 値の導出
個々の Q 値の導出に使用した被ばく経路に関する特定の仮定を以下に示すが，全ては下記の基準に基づいている。
A) 事故に伴って輸送物の近傍で被ばくする従事者の実効線量又は預託実効線量は，50mSv の参照線量を超えてはならない。
B) 事故に巻き込まれた従事者の皮膚を含めた組織・器官が受ける
線量又は預託等価線量は，0.5Sv を超えてはならず，特別な場合
として，水晶体は 0.15Sv を超えてはならない。
C) 事故後，従事者が輸送物から 1m の場所に 30 分以上留まる可能性は低い。
QA（QF）：光子(中性子)による外部被ばく
核種ごとの QA（QF）値は，事故時に A 型輸送物の近くで被ばくする従事者の全身に対する光子及び中性子による外部被ばく線量から導出される。
＜計算条件＞
事故によって，輸送物の遮蔽は完全に喪失すると仮定する。
遮蔽されていない放射性物質の端部（又は表面）から 1m の距離における線量率を 0.1Sv/h に制限する。
損傷した輸送物を実質的に点線源として扱っても良いと仮定する。
現行 Q システムでは，ICRP Publ.38 にある核種の光子及び中性子の完全な放射スペクトルを用いて QA（QF）値を導出している。
実効線量換算係数は，ICRP Publ.51 の等方照射（ISO）ジオメトリ
ーの値を用いている。
＜計算式＞! (! ) " #$% =

&⁄'

& )*

×+

2.3.1-1

ここで，

D
t
DRCγ
C

: 参照線量 0.05 [Sv]
: 被ばく時間 0.5 [時間]: 放射性核種ごとの実効線量率係数 [Sv/(Bq･h)]1): 10-12 [TBq/Bq]

QB：電子による外部被ばく

61

核種ごとの QB 値は，特別形放射性物質を収納した A 型輸送物の事故に伴って被ばくする従事者の皮膚への電子による等価線量から導出される。
＜計算条件＞
事故によって，輸送物の遮蔽は完全に喪失すると仮定されるが，1985
年版 TS-G-1.13)にあるβ放射体に対する残留遮蔽係数（β窓保護材
や輸送物の破片等のような物質に関連する）の考え方は保持されている。
現行 Q システムでは，QB 値は ICRP Publ.384）の核種の完全βスペク
トルを用いて計算され，関連核種のスペクトルデータは，単一エネ
ルギー電子放射体の単位放射能当たりの皮膚線量率に関する
CROSS5),6)のデータが用いられている。
損傷輸送物の自己遮蔽, -. は，β線の最大エネルギー / 01 [MeV]の平滑化関数を用いている。
遮蔽係数：, -. "2% , 3 = 0.017 ×

図 2.3.1-2

/ 01

8 . 9

, : = 150 "<=⁄>< %β線最大エネルギー vs. 遮蔽係数

＜計算式＞

62

!? " #$% =

&⁄'

& )@

×+

2.3.1-2

ここで，

D
t
DRCβ
C

: 参照線量 0.5 [Sv]
: 被ばく時間 0.5 [時間]: 放射性核種ごとの実効線量率係数 [Sv/(Bq･h)]1): 10-12 [TBq/Bq]

水晶体に対する線量限度は，皮膚に対するものより低い値（0.15Sv）
であるが，β放射体に対する組織の深部線量，特に水晶体上皮の感受性の高い細胞の 300mg/cm2 深さでの吸収を考えると，皮膚線量は、
約 4MeV までの最大β線エネルギーでは，常に制約的であることを示している。従って，水晶体の線量に対して，現行 Q システムにおいては，特別の配慮は不要としている。
内部転換電子の扱い
単一エネルギーのβ粒子として扱われ，その放出割合に応じて重み付けされる。
陽電子消滅放射の扱い
基底層に対する局部線量に僅か数％程度しか寄与しないので，皮膚のβ線量評価に含めていない。ただし，0.511MeV の消滅γ線は，QA値の導出において考慮されている。
QC：吸入摂取による内部被ばく
非特別形で輸送される核種に対する QC 値は，事故で損傷した A 型輸
送物から放出される放射能で被ばくする従事者の吸入線量を考慮して導出される。
＜計算条件とその考察＞
Q システムでは，QC 値を導出するために当初提案されたものに加えて，屋内及び屋外の両方で起こる事故と火災による影響も含む範囲の事故シナリオを考慮している。
A 型輸送物収納物のかなりの部分が放出されるような｢大事故｣の可能性は小さいという暗黙の仮定があり，この考えは，過酷な事故環境下での A 型輸送物の挙動により裏付けられている。現行 Q システ
ムでは，収納物の放出割合を 10-3～10-2 としている。
現行 Q システムで用いられている取り込み係数は，10-4～10-3 であり，
屋内及び屋外の両方で起こり得る事故状況の範囲の考察に基づいている。
当初の Q システムの提案シナリオでは，容積 300m3 の大きさで，1 時間当たり 4 回の室内換気がある保管庫又は貨物取扱室内での被ばくを考慮していた。成人の呼吸率を 3.3×10-4m3/s と仮定すると，30分間の被ばく時間に対して，約 10-3 の取り込み係数となる。
63

代案の事故シナリオとしては，1985 年版 TS-G-1.13)の B 型輸送物の平常輸送の漏洩限度の決定に採用されたように，容積 50m3 で 1 時間
当たり 10 回の換気がある輸送車両の被ばくが考えられる。成人の呼吸率を 3.3×10-4m3/s，被ばく時間を 30 分間とすると，上記ケースと同じオーダーの 2.4×10-3 の取り込み係数となる。
屋外で起こる事故に対しては，放出された収納物の大気拡散の最も安全側の仮定では，線源の設定は，地表レベルにおける点線源である。この条件で，風下 100m の希釈係数は，7×10-4～1.7×10-2s/m3であり，成人の呼吸率 3.3×10-4m3/s に対して，2.3×10-7～5.6×10-6の取り込み係数となる。
前述の大気希釈係数の評価モデルを更に短い風下距離に補間することは信頼性に欠けるが，被ばく距離を 10m オーダーまで近づけると，取り込み係数は約 30 倍になると推定される。従って，風下数 m になると取り込み係数が Q システムで用いられている 10-4～10-3 に近づく。
このことから，Q システムの取り込み係数は A 型輸送物の収納限度の決定のために合理的であると考えられる。
既に検討した放出割合と合わせて，全体としての取り込み係数を10-6 とした。この値は，Q システムにおいて，吸入性エアロゾルとしての典型的な輸送物収納物の 10-3～10-2 の放出と，その物質の 10-4
～10-3 の取り込み係数の組合せを示すものである。
放出割合と取り込み係数の範囲は，部分的に物質の化学形及びエア
ロゾル粒子径により決められている。化学形は単位摂取当たりの線量に大きな影響を与える。QC 値の計算では最も厳しい実効線量係数となる化学形を仮定した。
また，1µm の AMAD のエアロゾルの実効線量係数を仮定している。ただし，一部の核種では，他の AMAD 値の方がより保守的な実効線量係数となるが，Q システムでは 1µm を用いている。
ウランに関しては，主要なウランの化学形に対して，肺吸収タイプ（かつては肺クリアランスクラスと呼ばれていた）別に QC 値を示している。このような評価がなされた理由は，肺吸収タイプに対して単位摂取当たりの線量が影響を受けやすいこと，及び輸送されるウ
ランの化学形が一般によく知られているという事実による。

!) " #$% =

＜計算式＞

×

&

ABC ∙&)DEF

×+

2.3.1-3

ここで，

D
1×10

DCinh
C

-6

: 参照線量 0.05 [Sv]
: 輸送物収納量に対する吸入割合 [－]: 放射性核種ごとの吸入実効線量係数 [Sv/Bq]1): 10-12 [TBq/Bq]

64

QD：汚染の転移による皮膚被ばく及び経口摂取による内部被ばく
β放射体に対する核種ごとの QD 値は，損傷した A 型輸送物の取扱の結果として，非特別形放射性物質により汚染した従事者の皮膚に対する電子による等価線量から導出される。
＜計算条件＞
Q システムのシナリオでは，輸送物収納量の 1%が 1m2 の面積に均一にまき散らされるとして，瓦礫の取り扱いで，そのうちの 10%が手を汚染すると仮定する。更に，被ばくした従事者は手袋を着用していないが，5 時間以内に汚染の可能性に気づくか，又は手を洗うものと仮定する。
QD 値は，ICRP Publ.387)と Publ.518)に示される放射性核種について，
β線スペクトルと不連続な電子放射を用いて計算されている。関連
核種の放射データには，皮膚表面から放射される単一エネルギー電子の皮膚線量率に関する CROSS のデータ 9)を用いている。

!& " #$% =

＜計算式＞

&

ABG × &)HIDE × '2.3.1-4

ここで，

D
10

-3

DRCskint: 参照線量 0.5 [Sv]
: 皮膚の単位面積当たりに分布した輸送物収納物の割合 [m-2]: 放射性核種ごとの皮膚汚染の実効線量率係数 [Sv･m2/(TBq･s)]1): 被ばく時間 1.8×104 [秒]（= 5 時間）

経口摂取について
QD 値の導出に用いたシナリオは，経口摂取で起こり得る取り込みの評価にも適用される。従事者が 24 時間に亘り 10-3m2(10cm2)の皮膚か
らの全ての汚染を経口摂取すると仮定 10)すると，摂取量は 10-6×QDであり，既に導出した吸入による 10-6×QC と対比される。一般に吸入による単位摂取量当たりの実効線量は，経口摂取よりも同程度かそれ以上であるため，Q システムでは，吸入経路はβ放射体による内部汚染に対して制約的になる。これが当てはまらない場合は，殆ど例外なく，QD（皮膚被ばく）≪ QC であり，経口摂取の考慮は不要である。
QE：ガス状同位体のサブマージョンによる外部被ばく
体内に取り込まれないガス状同位体に対する QE 値は，圧縮又は非圧
縮のいずれかの状態で非特別形放射性物質として輸送中の事故による放出後のサブマージョン実効線量から導出される。
＜計算条件とその考察＞

65

輸送物収納物の 100%が速やかに 3×10×10m3 の寸法の保管庫又は貨物取扱室内に放出され，1 時間に 4 回の換気が行われると仮定する。
これによって，初期空気中濃度は QE/300m-3 となり，その後の 30 分
間の被ばく時間における換気によって，減衰定数 4h-1 で指数的に減衰するため，当該期間中の平均濃度レベルは，(1.44×10-3)×QE m-3となる。これと同じ時間に，線量限度を与える濃度は，4000×
DAC[Bq/m3]となる。
DAC ･･･ 500m3 の室内での週 40 時間，年間 50 週間の職業被ばくに対する ICRP 勧告の誘導空気中濃度 11)
ただし，放射線防護量の DAC の使用は，もはや適切ではないため，
現行 Q システムの計算では，US.EPA 連邦指針報告書 No.1212)に記載されている半無限雲状のサブマージョンに対する実効線量係数を使用している。

! " #$% =

＜計算式＞

&

.J × & )HKLM

×+2.3.1-5

ここで，D
df
DRCsubmC: 参照線量 0.05[Sv]（実効線量）又は 0.5[Sv]（皮膚等価線量）: 時間積分空気中濃度 2.6 [Bq･s/m3]: 放射性核種ごとの皮膚汚染の実効線量率係数 [Sv･m3/(Bq･s)]1): 10-12 [TBq/Bq]【その他の特別な考慮】＜α放射体＞
α放射体では，γ放射とβ放射が比較的弱いため，一般に特別形物
質の QA 値又は QB 値を計算することは適切ではない。
1973 年版 SS-6 では，特別形α線源に対する恣意的な上限 103×A2 値が導入されていた。この手続きには線量評価上の正当な根拠はない
が，これを認識した上で，特別形放射性物質の輸送がこれまで良好に行われてきたこと，及び最新の ICRP 勧告を採用した結果として，多くのα放射体の QC 値が減少したことを勘案して，この 103 という恣意的な係数を 10 倍したものが使用された。このように特別形α放射体に対して，QF = 104×QC が定義されている。
対象核種の壊変の 10-3 以上の割合で，α粒子を放出するか，又はα放射体に壊変する放射性核種をα放射体と定義する。例えば，その壊変のうち，1.4×10-5 がα線放出である 235Np は，特別形の考慮の目
的では，α放射体ではない。同様に，212Pb は子孫核種の 212Bi がα壊変を起こすのでα放射体となる。

66

α放射体の経口摂取について，QD に関する議論でβ放射体に用いたものに似た論拠が適用される。経口摂取よりも吸入摂取の方が常に制約的であるので，経口摂取については考慮しない。
＜中性子放射体＞
Q システムでは，(α,n)及び(γ,n)線源，又は自発核分裂中性子放射体の 252Cf の中性子線量が，外部又は内部放射線の経路に著しく寄与すると考えられていた状況については，知られていないことが元々示唆されていた。13)しかしながら，252Cf 線源の場合は中性子線量を無視できない。中性子及びγ放射体に関する ICRP 勧告 Publ.2114)のデータによると，1gの 252Cf 線源から 1m で 25.4Sv/h の線量率を示している。この距離での線量率限度 0.1Sv/h と組み合わせると，252Cf の QA 値は 0.095TBqとなり，現行の QA 値としては 1.3×10-1TBq が与えられている。
この値は，特別形α放射体に対して改訂された方法で導出された QF
値 28TBq よりも厳しい値である。252Cf 線源の外部被ばく線量では，
中性子成分が支配的である。同様の考え方を自発核分裂の可能性のある 248Cm と 254Cf にも適用する。
＜制動放射＞
1973 年版 SS-6 の A1/A2 値は，1000Ci という上限の切り捨てを行うことで，制動放射の影響を防護することとした。Q システムでこの切り捨て値は 40TBq で保持された。
QA 及び QB の仮定と整合した方法で，予備的な制動放射を評価すると，
40TBq は妥当である。
＜トリチウムとその化合物＞
Q システム開発途中で，トリチウムを含む液体は別に考慮されるべきものであると考えられた。評価に用いられたモデルは，火災後に形成される限定区域に大量のトリチウム水が流出したというものであった。この仮定の結果，液体トリチウムの A2 値は 1985 年版
TS-G-1.13)では，1TBq/l よりも低い濃度であるべきという追加条件
と共に 40TBq に設定された。
＜ラドンとその子孫核種＞
QE の導出は，希ガスが体内に取り込まれることはなく，かつその子
孫核種が安定核種又は他の希ガスのいずれかであるような希ガスに適用される。
ただし，222Rn はこの条件が成立せず，放射性雲の中でのサブマージ
ョンによる外部被ばく以外の被ばく経路を考慮しなければならず 15)，短寿命な子孫核種の吸入による肺被ばく線量は ICRP16)によって特別に考慮されている。

67

222

Rn に対する Q 値の導出では，子孫核種として SSR-617)で指定されている 218Po，214Pb，218At，214Bi，及び 214Po を考慮している。
1985 年版 TS-G-1.13)で対応する QC 値は 3.6TBq と計算されていたが，QC 評価モデルに組み込まれる 10-3～10-2 のエアロゾル放出割合の代わりに，ラドンの 100%放出を考慮すると，QC 値は 3.6×10-3～3.6×
10-2TBq まで減少する。更に，222Rn とその子孫核種を希ガスとして扱うと，QE 値は 4.2×10-3TBq となり，QC 値の範囲の下限に近づく。この値が今でも Q 値の表の中で，222Rn の A 型輸送物の非特別形限度値となっている。
ラドンの計測技術は開発中であり，これらの値は将来改訂されるかもしれない。
⑥A1/A2 値の導出
A1：特別形（飛散しないもの）
QA(QF)と QB のうち，最も小さい値。但し，40TBq を超えない。
A2：非特別形（飛散するもの）
A1，QC，QD，及び QE のうち，最も小さい値。但し，40TBq を超えない。
＜A1 又は A2 値が｢制限無し｣となる低比放射性（LSA）物質＞
1973 年版 SS-6 では，比放射能があまりに低いために，吸入により重大な放射線障害を引き起こすようなことが考えられない物質の分類，即ち，低比放射性（LSA）物質が認められていた。これらは，人が埃っぽい雰囲気中にいても 10mg 以上の物質の吸入は殆ど無いと仮定したモデルによって定義されている。
このような状況下で，もし対象物質の比放射能が，A 型輸送物の事
故に巻き込まれた従事者に対して起こり得ると仮定される質量摂取量が放射能の摂取量に等しくなるようなもの，即ち 10-6A2 になるよ
うなものであるならば，この物質は A 型輸送物として輸送される放射能の量よりも大きな障害を及ぼさないであろう。
この仮定によるモデルは，Q システムに残され，10-4×QC[g-1]の LSAの限度が導き出された。従って，比放射能がこのレベル以下の放射性核種に対する Q 値は，｢制限無し｣として記載されている。この基準を満足する場合，その核種の 10mg 摂取による実効線量は，50mSvの参照線量以下である。
天然ウラン及び天然トリウム，劣化ウラン，238U，232Th，及び 235U のような物質が LSA の基準を満足する。1996 年版 BSS18)及び ICRP19)に示された線量係数を用いて計算すると，ASTM C996-9020)に記載され68ている同位体混合物に基づく，濃縮度 20%未満の未照射ウランも同じ基準を満足することを示している。
照射済み再処理済みウランに対する A1 及び A2 値は，ウラン核種と核分裂生成物を考慮して，混合物の式 1)に基づいて計算しなければならない。
上記は，ICRP により勧告 21)されている摂取の日限度 2.5mg である化学毒性の考慮は含まれない。
QD 値の導出に用いる皮膚汚染評価モデルにおいて，LSA 物質に対して，かなりの時間皮膚上に留まる可能性のある物質の質量について
更なる考慮をする。特別ワーキンググループ会合の大多数の見解として，放射能の有無にかかわらず，手に付着した 1～10mg/cm2 の典型的な汚れは容易に識別可能で，拭き取りや洗浄によって迅速に除去できるということであった。この範囲の上限は，皮膚上に留まる
物質質量に対する切り捨て値として妥当であり，QD 値の皮膚汚染評
価モデルと組み合わせると，LSA の限度値 10-5×QD[g-1]が得られるとの合意に達した。この根拠から，この基準が適用される放射性核種の QD 値も Q 値の表に｢制限無し｣として記載されている。
＜端数処理＞
Q 値は有効数字 2 桁，A1 及び A2 値は有効数字 1 桁に丸められる。
任意的な上限の切り捨て値として，Q 値は 1000TBq，A1 及び A2 値は40TBq が適用されている。

69

(2) 規制免除レベル【単位：Bq/g，Bq】18),22)①基本的概念通常時及び事故時に，ヒトへの健康障害のリスクが無視できるレベルであり，それを取り扱う行為等を規制の枠外にできる放射能の濃度[Bq/g]及び放射能[Bq]の限度値である。
②想定シナリオ
規制免除値（放射能濃度及び放射能の限度）の導出では，下記のシナリオ（被ばく経路）を考慮する。
表 2.3.1-2
シナリオ

通
常
時

作
業
者
事
故
時

考慮されたシナリオと関連する被ばく経路

放射能濃度に関する被ばく経路
A1.1 線源取扱による外部被ばく
A1.2 1m3 線源からの外部被ばく
A1.3 気体容器からの外部被ばく
A1.4 粉塵，揮発性物質の吸入摂取
A1.5 汚染した手からの経口摂取

放射能に関する被ばく経路
B1.1 点線源からの外部被ばく
B1.2 線源取扱による外部被ばく

上記と同じ
〈飛散〉
ただし，被ばく時間や発生確率を考慮すると， B2.1 汚染した手からの外部被ばく
通常使用時の方が被ばく線量が高くなるたB2.2 汚染した顔からの外部被ばく
め，計算は行われていない。
B2.3 汚染した床面からの外部被ばく
B2.4 汚染した手からの経口摂取
B2.5 再浮遊放射能の吸入摂取
B2.6 エアロゾル，ダスト雲からの外部被ばく〈火災〉
B2.7 皮膚の汚染
B2.8 粉塵，揮発性物質の吸入摂取
B2.9 燃焼生成物からの外部被ばく

公
衆

処
分
場

A3.1 処分場からの外部被ばく
A3.2 処分場からのダストの吸入摂取
A3.3 処分場での経口摂取

B3.1 処分場からの外部被ばく
B3.2 処分場からの吸入摂取
B3.3 処分場の物の取扱いによる皮膚被ばく
B3.4 処分場での経口摂取③子孫核種の考慮＜RP-6522) GSR Part 318), NRPB-R30627), SSR-617)＞
短半減期の子孫核種（子孫核種の半減期 ≦ 10 日）→ 永続平衡における子孫核種を含める。

70

④参照線量個人のリスクと放射線防護の最適化から以下のように定めている。
表 2.3.1-2

参照線量
線量基準（mSv/年）

実効線量

皮膚の等価線量

普通の状況（通常時）

0.01

50

最悪の状況（事故時）

150⑤規制免除値の導出
以下の A)～E)の手順で導出している。
A) 1Bq/g の放射能濃度又は 1Bq の放射能あたりの各被ばく経路における実効線量を計算する。
B) 各被ばく経路の実効線量をそれぞれ以下のグループ毎に合算する。
＜放射能濃度＞
作業場所(通常使用)
公衆(処分場)＜放射能＞
作業場所(通常使用)
作業場所(事故(飛散))作業場所(事故(火災))
公衆(処分場)C) 個々のグループ毎の免除値を次式で計算する。
グループ毎の免除値 =線量基準値B)合算線量D) C)で計算されたグループ毎の免除値のうち，最小値を採用する。
E) 端数処理：免除値を 3×10x～3×10x+1 までの値を 1×10x+1 とする。
⑥各被ばく経路における線量の導出方法
A1.1 線源取扱による外部被ばく＜前提条件＞

71

作業者が作業日の 1～5％の時間，線源を手で取扱う場合における手のひら皮膚の年間等価線量及び皮膚被ばくによる年間実効線量を算出する。計算条件等は以下のとおりである。
・被ばく時間：25 時間/年
・線源物質の質量：30g（固体），6.15×10-4g（気体）・線源物質の密度：1.12g/cm3（樹脂）・線源の厚さ：0.3cm
・遮蔽無し
＜計算式＞
接触線源からの外部被ばくによる皮膚等価線量は，
OPQ

ここで，

= R ∙

(ST + S 9 )

Hskin
As
T
R7

： 年間皮膚等価線量 [Sv/y]： 単位面積当たりの放射能 [Bq/cm2]： 被ばく時間 2.5×101 [h/y]： γ線照射に対する皮膚表皮の基底層への皮膚等
価線量率（7mg/cm2）[(Sv/h)/(Bq/cm2)]
R24： β線照射に対する皮膚表皮の基底層への皮膚等
価線量率（40mg/cm2）[(Sv/h)/(Bq/cm2)]
なお，皮膚の密度は水とほぼ同等（1g/cm3）と仮定した。

V
R = + ∙ WXYZ[WZ
=+ ∙

ここで，

2.3.1-7

C ： 線源の単位質量当たりの放射能濃度 1 [Bq/g]+\] R+
ここで，2.3.1-6

=

^

_∙

à

=

^
b

2.3.1-8M ： 線源質量 [g]ρ ： 線源密度 [g/cm3]
t ： 線源の厚み [cm]

密封気体に対しては，CONTACT を 0.5[cm2]，M を 6.15×10-4[g]を与える。
表 2.3.1-3 A1.1 シナリオで用いるパラメータ
線源タイプ
M [g]
ρ[g/cm3]
t/2 [cm]1
飛散性固体
3.00×10
1.12(樹脂)
1.50×10-1
気体
6.15×10-4
線源からの外部被ばくによる年間実効線量は，

72

U [g/cm2]
1.68×10-1
1.23×10-3

=

OPQ ∙

E
Wskin
BODY

ここで，

OPQ ∙

：
：
：

)cd

?c&

)

2.3.1-9

年間実効線量 [Sv/y]
組織加重係数 1×10-2 [-]全皮膚面積 1×104 [cm2]A1.2 1 m3 線源からの外部被ばく＜前提条件＞
作業者が約 1m3 の線源から 1m の地点で被ばくする場合の年間実効線量を算出する。計算条件等は以下のとおりである。
・被ばく時間：100 時間/年
・線源からの距離：1m
・線源容器による β 線遮蔽係数：0.1
・線量換算係数：無限厚平板用
・幾何学補正係数：0.02 （無限厚平板を体積線源に補正）＜計算式＞
1m3 の体積線源からの外部被ばくによる年間実効線量は，= +∙e(fRg ∙ S ∙ f \g) + (#

ここで， E

C
T
GAM

：
：
：
：

R1
BETA

：
：

SHIELDGEOM：：h ij)k

2.3.1-10

年間実効線量 [Sv/y]
単位質量当たりの放射能濃度 1 [Bq/g]
被ばく時間 1×102 [h/y]1Bq/g/MeV(γ線エネルギー)の無限厚スラブ上 1m
における実効線量率 3×10-7[(Sv/h)/((Bq/g)･MeV)]
壊変当たりの光子平均エネルギー [MeV]
1Bq/g の半無限スラブ上 1m におけるβ粒子からの実効線量率[(Sv/h)/(Bq/g)]β粒子に対する遮蔽係数 1×10-1 [-]無限スラブから有限線源サイズへの幾何学的減衰
係数 2×10-2 [-]S < 0.1 g,m
0.1 g,m ≤ S < 0.4 g,m
S ≥ 0.4 g,m
ここで，

R∙

：
：
：

# R =0pq=r # R = 6 ∙ pq=r S 2 16.4
pq=r # R = 2.86 ∙ pq=r S 2 19.7
2.3.1-11

R2 ： 壊変当たりのβ線平均エネルギー [MeV]73

A1.3 気体容器からの外部被ばく＜前提条件＞
作業者が気体容器から 1m の地点で被ばくする場合の年間実効線量を算出する。計算条件等は以下のとおりである。
・被ばく時間：100 時間/年
・線源からの距離：1m
・線源容器により β 線は完全に遮蔽される。
・線量換算係数：無限厚平板用
・幾何学補正係数：3×10-3（無限厚平板を体積線源に補正）・気体容器：0.1m3 の固体線源に近似する。
＜計算式＞
0.1m3 の気体容器からの外部被ばくによる実効線量は，

= +∙

ここで，

E
C
T
GAM

R1
GEOM

(fRg ∙ S ) ∙ f \g2.3.1-12： 実効線量 [Sv/y]： 単位質量当たりの放射能濃度 1 [Bq/g]： 被ばく時間 1×102 [h/y]（希ガス）： 1Bq/g/MeV(γ線エネルギー)の無限厚スラブ上 1m
における実効線量率 3×10-7[(Sv/h)/((Bq/g)･MeV)]： 壊変当たりの光子平均エネルギー [MeV]： 無限厚スラブ線源から 0.1m3 固体線源への幾何学
的減衰係数 3×10-3 [-]A1.4 粉塵の吸入摂取＜前提条件＞
作業者が適切に空調された室内で，汚染された粉塵を吸入摂取して被ばくする場合の 1 年間の預託実効線量を算出する。計算条件等は以下のとおりである。
・吸入時間：2000 時間/年
・ダスト濃度：0.04mg/m3
・呼吸率：1m3/時＜計算式＞
粉塵と揮発性物質の吸入による預託実効線量は，

= +∙

ここで，

E
C
T
INH
R10
Dust

∙ h] ∙ S A ∙ jxyz
：
：
：
：
：
：

2.3.1-13

年間預託実効線量 [Sv/y]
放射能濃度 1 [Bq/g]
被ばく時間 2×103 [h/y]
呼吸率 1 [m3/h]
単位吸入摂取当たりの預託実効線量 [Sv/Bq]
浮遊粉塵の濃度 4×10-5 [g/m3]
74

A1.5 汚染した手からの経口摂取＜前提条件＞
作業者が適切に空調された室内で，汚染されたダストの沈着した床又は壁を手で触れることにより汚染物質を経口摂取して被ばくする場合の 1 年間の預託実効線量を算出する。計算条件等は以下のとおりである。
・摂取時間：250 日/年 ((2000 時間/年)/(8 時間/日))・ダスト沈着量 ：1.28mg (室内の全ダストが床又は壁に沈着すると仮定する。）
・ダスト摂取量 ：32mg/年 (沈着ダストの 10%が口に入ると仮定す
る。)
＜計算式＞
粉塵の経口摂取による預託実効線量は，= + ∙ h]f ∙ S{

ここで，

E
C
ING
R9

：
：
：
：

2.3.1-14
預託実効線量 [Sv/y]
放射能濃度 1 [Bq/g]
汚染物質の年間摂取率 32 [mg/y]
単位経口摂取当たりの預託実効線量 [Sv/Bq]

A3.1 処分場からの外部被ばく＜前提条件＞
公衆が処分場の上を歩いているときに，地面から被ばくする場合の年間平均実効線量を算出する。計算条件等は以下のとおりである。
・被ばく時間：300 時間/年
・線源からの距離：1m
・発生確率：0.01/年
・線量換算係数：無限厚平板用・放射能濃度計算：
放射能濃度[Bq / g ] = 線源濃度 ×

線源重量× 減衰補正係数
廃棄物重量

線源濃度：1Bq/g，線源重量：100g
廃棄物重量：1.5×1010g，減衰補正時間：24 時間＜計算式＞
処分場からの外部被ばくによる年間平均実効線量は，= +& ∙

ここで，E
CD(fRg ∙ S ) ∙ y：：

2.3.1-15

年間平均実効線量 [Sv/y]
希釈した放射能濃度 [Bq/g]
75

T
GAM

R1
s

+& = + ∙
ここで，

^
^

C
M1
M2
DECAY

： 被ばく時間 3×102 [h/y]： 1Bq/g/MeV(γ線エネルギー)の無限厚スラブ上 1m
における実効線量率 3×10-7[(Sv/h)/((Bq/g)･MeV)]： 壊変当たりの光子平均エネルギー [MeV]： 被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]∙ j +R|

2.3.1-16： 線源放射能濃度 1 [Bq/g]： 線源質量 1×102 [g]（ガスを除く全ての廃棄物の形態で使用される典型的な質量）： 廃棄物質量 1.5×1010 [g]： 放射性壊変 24 時間後に残っている親核種の割合[-]（子孫核種は考慮しない）

A3.2 処分場からの粉塵の吸入摂取＜前提条件＞
公衆が処分場の上を歩いているときに，線源で汚染された粉塵を吸入摂取して被ばくする場合の年間平均預託実効線量を算出する。計算条
件は以下のとおりである。
・被ばく時間：1 時間/年
・発生確率：0.01/年
・空気中粉塵濃度：1mg/m3
・呼吸率：1m3/時
・放射能濃度計算：
線源重量
放射能濃度[Bq / g ] = 線源濃度 ×
廃棄物重量
線源濃度：1Bq/g，線源重量：100g
廃棄物重量：1.5×1010g＜計算式＞
処分場の粉塵の吸入摂取による年間平均預託実効線量は，= +& ∙ ∙ h] ∙ S A ∙ jxyz ∙ y
2.3.1-17
ここで，E： 年間平均預託実効線量 [Sv/y]CD： 希釈した放射能濃度 [Bq/g]
T： 被ばく時間 2×103 [h]INH： 呼吸率 1 [m3/h]
R10： 単位吸入摂取当たりの預託実効線量 [Sv/Bq]
Dust ： 浮遊粉塵の濃度 1×10-3 [g/m3]s： 被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]76+& = + ∙
ここで，

^
^

2.3.1-18

CM1： 線源放射能濃度 1 [Bq/g]： 線源質量 1×102 [g]（ガスを除く全ての廃棄物の形態で使用される典型的な質量）： 廃棄物質量 1.5×1010 [g]M2

A3.3 処分場での経口摂取＜前提条件＞
公衆が処分場の上を歩いているときに，線源の一部又は汚染された土壌に触れた手から経口摂取して被ばくする場合の年間平均預託実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・年間摂取量：1g/年＜計算式＞
処分場における経口摂取による年間平均預託実効線量は，= + ∙ g1 ∙ } ∙ S{ ∙ j +R|
2.3.1-19
ここで，

E
：
C
：
R9
：
f
：
M1
：
DECAY ：

年間平均預託実効線量 [Sv/y]
線源放射能濃度 1 [Bq/g]
単位経口摂取当たりの預託実効線量 [Sv/Bq]
線源の年間経口摂取割合 1×10-2 [-]線源質量 1×102 [g]放射性壊変 24 時間後に残っている親核種の割合[-]（子孫核種は考慮しない）

B1.1 点線源からの外部被ばく＜前提条件＞
作業者が小線源から 1m の地点で被ばくする場合の年間実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・線源からの距離：1m
・線量換算係数：点線源用＜計算式＞
点線源からの外部被ばくによる年間実効線量は，

=R∙

ここで，

E
A

(S { + S A )：：2.3.1-20

年間実効線量 [Sv/y]線源の放射能 1 [Bq]

77

T

R19
R20

：

被ばく時間
液体及び飛散性固体：1×102 [h/y]非飛散性固体，カプセル，箔：2×102 [h/y]： 1Bq の点線源から 1m におけるγ線に対する実効線量
率 [(Sv/h)/Bq]： 1Bq の点線源から 1m におけるβ線に対する実効線量
率 [(Sv/h)/Bq]

B1.2 線源取扱による外部被ばく＜前提条件＞
作業者が毎日約 2～3 分間線源を取扱うことにより被ばくする場合の手のひら皮膚における年間等価線量及び皮膚被ばくによる年間実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・被ばく時間：10 時間/年（全ての線源）
・ガラスバイアル（液体線源容器）による β 線遮蔽係数：SF~ = , -.

μ：0.017×Eβmax-1.14，d：150mg/cm2，Eβmax：β線最大エネルギ
ー[MeV]＜計算式＞
接触線源からの外部被ばくによる年間皮膚等価線量は，= R ∙(ST + S 9 )2.3.1-21

= R ∙

•ST +

2.3.1-22＜飛散性個体，密封ガス，カプセル，及び箔線源＞
OPQ＜液体線源＞
OPQ

ここで，

Hskin
As
T
R7
R24
SF

a€

•

：
：
：
：

年間皮膚等価線量 [Sv/y]
単位面積当たりの放射能 [Bq/cm2]
被ばく時間 1×101 [h/y]γ線照射に対する皮膚表皮の基底層への皮膚等価線量率（7mg/cm2）[(Sv/h)/(Bq/cm2)]： β線照射に対する皮膚表皮の基底層への皮膚等価線量率（40mg/cm2）[(Sv/h)/(Bq/cm2)]： ガスバイアル中に保持された液体線源に対する遮蔽係数 [-]

なお，皮膚の密度は水とほぼ同等（1g/cm3）と仮定した。

~ = , -.

3 = 0.017 × / 01
: = 150 [mg/cm2]

2.3.1-23

8 . 9

78

[
R = WXYZ[WZ

ここで，A： 線源放射能 1 [Bq]
CONTACT ： 線源の皮膚接触面積 [cm2]+\] R+
ここで，2.3.1-24

=

^

_∙

à

=

^
b

2.3.1-25

M ： 線源質量 [g]ρ ： 線源密度 [g/cm3]
t ： 線源の厚み [cm]

密封気体に対しては，CONTACT を 0.5[cm2]，M を 6.15×10-4[g]を与える。
表 2.3.1-4 B1.2 シナリオで用いるパラメータ
線源タイプ
M [g]
ρ[g/cm3]
t/2 [cm]1
液体
1.00×101.0(水)
5.00×10-1
飛散性固体
3.00×101
1.12(樹脂)
1.50×10-1
カプセル
8.00×10-4
5.00(鉄(混合)) 8.00×10-5
箔
4.00×10-4
5.00(鉄(混合)) 5.00×10-5
気体
6.15×10-4-

U [g/cm2]
5.00×10-1
1.68×10-1
4.00×10-4
2.00×10-4
1.23×10-3

線源からの外部被ばくによる年間実効線量は，

=
ここで，

OPQ ∙

E
Wskin
BODY

OPQ ∙

：
：
：

)cd

?c&

)

2.3.1-26

年間実効線量 [Sv/y]
組織加重係数 1×10-2 [-]全皮膚面積 1×104 [cm2]B2.1 飛散：汚染した手からの外部被ばく＜前提条件＞
作業者が事故的に線源を全量こぼしたことにより被ばくする場合の手の皮膚における年間平均等価線量及び皮膚被ばくによる年間平均実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・被ばく時間：10 分
・発生確率：0.01/年
・放射能面密度計算：
液体： 飛散前の線源重量 10g，密度 1g/cm3，
手への移行割合 0.1，手の汚染した厚さ 0.01cm
接触面積 100cm279

粉末： 飛散前の線源重量 30g，密度 0.5g/cm3，
手への移行割合 0.1，手の汚染した厚さ 0.01cm
接触面積 600cm2＜計算式＞
こぼれて汚染した手と腕からの年間平均皮膚等価線量は，2.3.1-27
OPQ = R ∙ (ST + S‚ ) ∙ y
ここで， Hskin： 年間平均皮膚等価線量 [Sv/y]： 汚染した場合の単位面積当たりの放射能 [Bq/cm2]： 汚染した場合の被ばく時間 0.16 [h]： γ線照射に対する皮膚表皮の基底層への皮膚等価線量率（7mg/cm2）[(Sv/h)/(Bq/cm2)]： β線照射に対する皮膚表皮の基底層への皮膚等価線量率（4mg/cm2）[(Sv/h)/(Bq/cm2)]： 被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]

As
T
R7
R8
s

なお，皮膚の密度は水とほぼ同等（1g/cm3）と仮定した。
手と腕に付着した放射能
R = 皮膚に付着した線源の面積
=

ここで，

)cd

)

2.3.1-28

A： こぼれる前の放射能 1 [Bq]f
： こぼれた物質が手に移行する割合 1×10-1 [-]CONTACT ： こぼれた線源の皮膚への接触面積+\] R+
ここで，

・ƒ

=

^∙ƒ
_∙'

=

b

2.3.1-29

M ： こぼれ落ちる前の線源質量 [g]

f ：
ρ ：

t ：
m ：

液体
： 1×101 [g]
飛散性固体 ： 3×101 [g]
こぼれた物質の手への移行割合 1×10-1 [-]
手に付着した線源の密度 [g/cm3]
液体： 1 [g/cm3]
飛散性固体 ： 5×10-1 [g/cm3]
手に付着した線源の厚み 1×10-2 [cm]
手の上にある線源の質量 [g]
液体：1 [g]
飛散性固体 ：3 [g]

80

従って，
液体：CONTACT = 1×102 [cm2]
固体：CONTACT = 6×102 [cm2]

=

OPQ ∙

OPQ ∙

)cd

)

こぼれて汚染した手と腕からの年間平均実効線量は，

ここで，

E
Wskin
BODY

：
：
：

?c&

2.3.1-30

年間平均実効線量 [Sv/y]
組織加重係数 1×10-2 [-]全皮膚面積 1×104 [cm2]B2.2 飛散：汚染した顔からの外部被ばく＜前提条件＞
作業者が事故的に線源を全量こぼしたことにより被ばくする場合の顔の皮膚における年間平均等価線量及び皮膚被ばくによる年間平均実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・被ばく時間：10 分
・発生確率：0.01/年
・放射能面密度計算：
液体： 飛散前の線源重量 10g，密度 1g/cm3，
顔への移行割合 0.01，顔の汚染した厚さ 0.001cm
接触面積 100cm2
粉末： 飛散前の線源重量 30g，密度 0.5g/cm3，
顔への移行割合 0.01，顔の汚染した厚さ 0.001cm
接触面積 600cm2＜計算式＞
こぼれて汚染した顔からの年間平均皮膚等価線量は，
OPQ

= R ∙

ここで， Hskin

As
T
R7
R8
s

(ST + S‚ ) ∙ y

2.3.1-31： 年間平均皮膚等価線量 [Sv/y]： 汚染した場合の単位面積当たりの放射能 [Bq/cm2]： 汚染した場合の被ばく時間 0.16 [h]： γ線照射に対する皮膚表皮の基底層への皮膚等価線量率（7mg/cm2）[(Sv/h)/(Bq/cm2)]： β線照射に対する皮膚表皮の基底層への皮膚等価線量率（4mg/cm2）[(Sv/h)/(Bq/cm2)]： 被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]なお，皮膚の密度は水とほぼ同等（1g/cm3）と仮定した。

81

顔に付着した放射能
R = 皮膚に付着した線源の面積
=

ここで，

)cd

)

2.3.1-32

Af： 放射能 [Bq]
： こぼれた物質が手を介して顔に移行する割合 1
×10-2 [-]CONTACT ： こぼれた線源の皮膚への接触面積+\] R+
ここで，

・ƒ

=

^∙ƒ
_∙'

=

b

2.3.1-33

M ： こぼれ落ちる前の線源質量 [g]

f ：
ρ ：

t ：
m ：

液体
： 1×101 [g]固体： 3×101 [g]
こぼれた物質が手を介して顔へ移行する割合 1×10-2[-]
顔に付着した線源の密度 [g/cm3]
液体： 1 [g/cm3]
固体： 5×10-1 [g/cm3]
顔に付着した線源の厚み 1×10-3 [cm]
顔にある線源の質量 [g]液体： 1×10-1 [g]固体： 3×10-1 [g]従って，
液体：CONTACT = 1×102 [cm2]
固体：CONTACT = 6×102 [cm2]

=

OPQ ∙

OPQ ∙

)cd

)

こぼれて汚染した顔からの実効線量は，

ここで，

E
Wskin
BODY

：
：
：

?c&

2.3.1-34

皮膚への年間平均実効線量 [Sv/y]
組織加重係数 1×10-2 [-]全皮膚面積 1×104 [cm2]B2.3 飛散：汚染した床面からの外部被ばく＜前提条件＞
作業者が事故的に線源を全量床にこぼしたことにより被ばくする場
合の年間平均実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・被ばく時間：10 分
・線源からの距離：1m
・発生確率：0.01/年
・汚染面積：7m2（半径 1.5m の円状）
82

・線量換算係数：無限平板用
・幾何学補正係数：0.1＜計算式＞
こぼれた線源からの外部被ばくによる年間平均実効線量は，= R ∙ (S„ + S… ) ∙ f \g ∙ y
2.3.1-35
ここで，

E
As
T
R5+R6
GEOM
s

： 年間平均実効線量 [Sv/y]： 汚染した場合の単位面積当たりの放射能 [Bq/cm2]： 汚染した場合の被ばく時間 0.16 [h]： 無限平板上 1m におけるγ線とβ線による実効線量
率 [(Sv/h)/(Bq/m2)]： 無限平板への半径 1.5m の汚染領域を関係づける幾
何学的減衰係数 1×10-1 [-]： 被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]R = [ [†[ = R ∙ここで，2.3.1-36

A： 線源放射能 1 [Bq]
AREA ： 汚染面積 7 [m2]B2.4 飛散：汚染した手からの経口摂取＜前提条件＞
作業者が事故的に液体又は粉末の線源をこぼし，手に付着した放射性物質を経口摂取することにより被ばくする場合の年間平均預託実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・発生確率：0.01/年
・摂取量：全放射能の 1×10-5＜計算式＞
こぼれた線源に汚染された手からの経口摂取による年間平均預託実効
線量は，= R ∙ } ∙ S{ ∙ y2.3.1-37
ここで，

E
A
f
R9
s

： 年間平均預託実効線量 [Sv/y]： 線源放射能 1 [Bq]
： こぼれた際に経口摂取した総放射能の割合 1×10-5[-]： 単位経口摂取当たりの預託実効線量 [Sv/Bq]： 被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]83B2.5 飛散：再浮遊放射能の吸入摂取＜前提条件＞
作業者が事故的に液体又は粉末の線源をこぼし，発生した汚染ダストを吸入摂取することにより被ばくする場合の年間平均預託実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・吸入時間：10 分
・発生確率：0.01/年
・線源の質量：100g
・ダスト濃度：5mg/m3
・呼吸率：1m3/時＜計算式＞
こぼれた線源からのエアロゾル又は粉塵の吸入による年間平均預託実
効線量は，
‡ =

ここで，

R∙

EC
A
T
INH
R10
s
M
Dust

∙ h] ∙ S A ∙ jxyz ∙ y ∙
：
：
：
：
：
：
：
：

^

2.3.1-38

年間平均預託実効線量 [Sv/y]
線源放射能 1 [Bq]
こぼれた際の被ばく時間 0.16 [h]
呼吸率 1 [m3/h]
単位吸入摂取当たりの預託実効線量 [Sv/Bq]
被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]
こぼれた線源の質量 1×102 [g]
浮遊粉塵の濃度 5×10-3 [g/m3]

B2.6 飛散：エアロゾル，粉塵雲からの外部被ばく＜前提条件＞
作業者が事故的に液体又は粉末の線源をこぼし，発生したエアロゾル
又は粉塵の雲により被ばくする場合の年間平均実効線量を算出する。
計算条件は以下のとおりである。
・被ばく時間：10 分
・発生確率：0.01/年
・線量換算係数：半無限雲用・放射能濃度計算：
液体： 放射能(1Bq)×飛散率×揮発割合／部屋の容積
固体： 放射能(1Bq)×飛散率／部屋の容積
飛散率：1（液体），5.3×10-3（固体）
部屋の容積：32m3＜計算式＞
こぼれた線源による粉塵雲中のγ線，及びβ線放射体からの外部被ばくによる年間平均実効線量は，

84

=

ˆ∙ e(

∙)

)‰( a ∙)

ここで，

E
χ
T
R1
CF1

：
：
：
：
：

R2
CF2

：
：

Wskin
s
h

：
：
：

年間平均実効線量 [Sv/y]
こぼれた際の単位体積当たりの放射能 [Bq/m3]
こぼれた際の被ばく時間 0.16 [h]
壊変当たりの光子平均エネルギー [MeV]
1Bq/m3/MeV(光子エネルギー)の半無限雲中における実効線量率 1.6×10-6 [(Sv/y)/((Bq/m3)･MeV)]
壊変当たりのβ線平均エネルギー [MeV]
1Bq/m3/MeV(β線エネルギー)の半無限雲中における皮膚等価線量率 2.0×10-6 [(Sv/y)/((Bq/m3)･MeV)]
組織加重係数 1×10-2 [-]被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]年間時間数 8760 [h/y]

液体

：

飛散性固体

：

ここで，

A
f

Š

‹ =
‹ =

∙ƒ∙Œ

Œc•
∙ƒ

Œc•

∙

HIDE )k∙=R∙=R∙

2.3.1-39∙m

2.3.1-40：：

線源放射能 1 [Bq]
室内に拡散した線源の割合
液体：1 [-]
固体：5.3×10-3 [-]（小線源の典型的な値）
V： 放射性核種の揮発度 [-]VOL ： 室内に拡散した線源の体積 32 [m3] （典型的な実験室）

B2.7 火災：皮膚の汚染＜前提条件＞
火災により発生した灰や液滴が沈着して汚染を形成し，これが作業者の顔や手の甲に付着して皮膚が被ばくする場合の年間平均等価線量及び皮膚被ばくによる年間平均実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・被ばく時間：10 分
・発生確率：0.01/年
・放射能面密度計算：放射能(1Bq)×移行割合／汚染面積
移行割合： 1（液体），0.01（その他）
汚染面積： 2000cm2（液体），200cm2（その他）
汚染面積の計算条件
線源重量：100g，密度：0.5g/cm385

汚染への移行割合：1（液体），0.01（その他）汚染の厚さ：0.01cm＜計算式＞
火災事故に起因する皮膚汚染による年間平均皮膚等価線量は，2.3.1-41
OPQ = R ∙ (ST + S‚ ) ∙ y
ここで，

Hskin
As

：
：

T
R7

：
：

R8

：

s

：

R = [[∙Ž†[
ここで，

A
c

2.3.1-42：：

発火前の線源放射能 1 [Bq]
灰/水蒸気の中に燃焼された線源の割合
液体： 1 [-]
他の全ての廃棄物形態 ： 1×10-2 [-]灰/水滴で汚染された表面積 [cm2]

AREA ：RS R =
ここで，

^∙‡
_∙'

=

b

2.3.1-43

M ： 発火前の線源質量 [g]
c ：

ρ ：
t ：
m ：

=

年間平均皮膚等価線量 [Sv/y]
火災事故における単位面積当たりの放射能[Bq/cm2]
火災事故における被ばく時間 0.16 [h]γ線照射に対する皮膚表皮の基底層への皮膚等価線量率（7mg/cm2）[(Sv/h)/(Bq/cm2)]
β線照射に対する皮膚表皮の基底層への皮膚等価線量率（4mg/cm2）[(Sv/h)/(Bq/cm2)]
被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]OPQ ∙全ての廃棄物形態：1×102 [g]
燃焼した線源の割合
液体： 1 [-]
他の全ての廃棄物形態 ： 1×10-2 [-]表面に堆積した線源の密度 5×10-1 [g/cm3]
堆積した線源の厚み 1×10-2 [cm]
燃焼堆積物の質量 [g]液体： 1×102 [g]他の全ての廃棄物形態 ： 1 [g]
OPQ ∙

)cd

)

火災の灰による皮膚汚染からの年間平均実効線量は，?c&

2.3.1-44

86

ここで，

E
：
Wskin
：
CONTACT ：BODY：

年間平均実効線量 [Sv/y]
組織加重係数 1×10-2 [-]皮膚汚染面積 1×102 [cm2]全皮膚面積 1×104 [cm2]B2.8 火災：ダスト，揮発性物質の吸入摂取＜前提条件＞
火災により発生したダストや揮発性物質が部屋に充満し，これを作業者が吸入することにより被ばくする場合の年間平均預託実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・被ばく時間：10 分
・発生確率：0.01/年
・呼吸率：1m3/時
放射能濃度計算：放射能(1Bq)×移行割合／部屋の容積
移行割合：1（液体），0.01（その他）＜計算式＞
火災事故時のエアロゾルと灰の吸入摂取による年間平均預託実効線量は，= ‹ ∙ ∙ h] ∙ S A ∙ y
2.3.1-45
ここで，

ここで，

E
χ
T
INH
R10
S

：
：
：
：
：
：

‹ =

∙‡

Œc•

A
c

：
：

VOL ：

年間平均預託実効線量 [Sv/y]
火災事故時の空気単位体積当たりの放射能 [Bq/m3]
火災事故時の被ばく時間 0.16 [h]
呼吸率 1 [m3/h]
単位吸入摂取当たりの預託実効線量 [Sv/Bq]
被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]

=R∙

∙>

2.3.1-46

発火前の線源放射能 1 [Bq]
燃焼して灰となった線源の割合
液体：1 [-]
他の全ての廃棄物形態：1×10-2 [-]（小線源の典型的な値）
エアロゾル又は灰が拡散した部屋の体積 32 [m3]87B2.9 火災：燃焼生成物からの外部被ばく＜前提条件＞
火災により発生したダストが部屋に充満したことにより作業者が被ばくする場合の年間平均実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・被ばく時間：10 分
・発生確率：0.01/年
・線量換算係数：半無限雲用
放射能濃度計算：放射能(1Bq)×移行割合／部屋の容積
移行割合：1（液体），0.01（その他）＜計算式＞
火災事故による煙雲中のγ線，及びβ線放射体からの外部被ばくによる
年間平均実効線量は，

=

ˆ∙ e(

ここで，E

χ
T
R1
CF1

：
：
：
：
：

R2
CF2

：
：

Wskin
s
h

：
：
：

ここで，

)‰( a ∙)∙)Š∙HIDE )k∙2.3.1-47

年間平均実効線量 [Sv/y]
火災事故時の空気単位体積当たりの放射能 [Bq/m3]
火災事故時の被ばく時間 0.16 [h]
壊変当たりの光子平均エネルギー [MeV]
1Bq/m3/MeV(光子エネルギー)の半無限雲中における実
効線量率 1.6×10-6 [(Sv/y)/((Bq/m3)･MeV)]
壊変当たりのβ線平均エネルギー [MeV]
1Bq/m3/MeV(β線エネルギー)の半無限雲中における皮膚等価線量率 2.0×10-6 [(Sv/y)/((Bq/m3)･MeV)]
組織加重係数 1×10-2 [-]被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]年間時間数 8760 [h/y]

‹ =

Œc•

A
c

：
：

∙‡

VOL ：

=R∙

∙>

2.3.1-48

発火前の線源放射能 1 [Bq]
燃焼して灰となった線源の割合
液体：1 [-]
他の全ての廃棄物形態：1×10-2 [-]エアロゾル又は灰が拡散した部屋の体積 32 [m3]88

B3.1 処分場からの外部被ばく＜前提条件＞
公衆が処分場の上を歩いているときに被ばくする場合の年間平均実効線量を算出する。計算条件等は以下のとおりである。
・被ばく時間：300 時間/年 線源からの距離：1m
・発生確率：0.01/年
・線量換算係数：無限厚平板用・放射能濃度計算：
放射能濃度[Bq / g ] =線源放射能× 減衰補正係数
廃棄物重量

線源放射能：1Bq，廃棄物重量：1.5×1010g
減衰補正時間：24 時間＜計算式＞
処分場からの外部被ばくによる年間平均実効線量は，= +& ∙(fRg ∙ S ) ∙ y

ここで， E

ここで，

CD
T
GAM

：
：
：
：

R1
s

：
：

+& =

^

A
M
DECAY

2.3.1-49

年間平均実効線量 [Sv/y]
希釈した放射能濃度 [Bq/g]
被ばく時間 3×102 [h/y]1Bq/g/MeV(γ線エネルギー)の無限厚スラブ上 1m
における実効線量率 3×10-7[(Sv/h)/((Bq/g)･MeV)]
壊変当たりの光子平均エネルギー [MeV]
被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]∙ j +R|

2.3.1-50： 線源放射能 1 [Bq]
： 廃棄物質量 1.5×1010 [g]： 放射性壊変 24 時間後に残っている核種の割合[-]（子孫核種は考慮しない）

B3.2 処分場からの粉塵の吸入摂取（無希釈線源）＜前提条件＞
公衆が処分場の上を歩いているときに，無希釈線源 1g から発生した粉塵を吸入摂取して被ばくする場合の年間平均預託実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・吸入時間：1 時間
・発生確率：0.01/年

89

・空気中ダスト濃度：1mg/m3
・呼吸率：1m3/時
・放射能濃度計算：
放射能濃度[Bq / g ] =線源放射能× 減衰補正係数
線源重量

線源放射能：1Bq，線源重量：1g
減衰補正時間：24 時間＜計算式＞
処分場を通る公衆の歩行者が，誤って 1 年間の間に 1 時間，1g の希釈されていない線源の粉塵を吸入摂取した場合の年間平均預託実効線量は，

=

ここで，

^

∙

∙ h] ∙ S A ∙ jxyz ∙ y ∙ j +R|

E
A
M
T
INH
R10
Dust
s
DECAY

：
：
：
：
：
：
：
：
：

2.3.1-51

年間平均預託実効線量 [Sv/y]
線源放射能 1 [Bq]
線源の質量 1 [g]
被ばく時間 1 [h]呼吸率 1 [m3/h]
単位吸入摂取当たりの預託実効線量 [Sv/Bq]
浮遊粉塵の濃度 1×10-3 [g/m3]
被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1]放射性壊変 24 時間後に残っている核種の割合[-]（子孫核種は考慮しない）

B3.2 処分場からの粉塵の吸入摂取（希釈線源）＜前提条件＞
処分場の近くに居住する公衆が，土壌で希釈された線源から発生した粉塵を吸入摂取して被ばくした場合の年間預託実効線量を算出する。
計算条件は以下のとおりである。
・吸入時間：5000 時間/年
・空気中ダスト濃度：0.2mg/m3
・呼吸率：1m3/時
・放射能濃度計算：
線源放射能
放射能濃度[Bq / g ] =× 減衰補正係数
土壌の重量
線源放射能：1Bq，土壌の重量：1×105g
減衰補正時間：24 時間

90＜計算式＞
処分場の近くに住む公衆が，土壌の 100kg 以内に希釈された放射性物質に起因する粉塵を 1 年に 5000 時間吸入した場合の年間平均預託実効線量
は，= +& ∙ ∙ h] ∙ S A ∙ jxyz
2.3.1-52
ここで，

E
CD
T
INH
R10
Dust

+& =
ここで，

： 年間平均預託実効線量 [Sv/y]： 希釈した放射能濃度 [Bq/g]： 汚染が発生した場合の被ばく時間 5×103 [h]： 呼吸率 1 [m3/h]： 単位吸入摂取当たりの預託実効線量 [Sv/Bq]： 浮遊粉塵の濃度 2×10-4 [g/m3]（典型的な屋外の粉塵のレベル）^∙ j +R|

2.3.1-53

A： 線源放射能 1 [Bq]M
： 希釈された線源のある土壌の質量 1×105 [g]DECAY ： 放射性壊変 24 時間後に残っている核種の割合 [-]（子孫核種は考慮しない）

B3.3 処分場の物の取扱いによる皮膚の被ばく＜前提条件＞
公衆が処分場の上を歩いているとき，汚染された物を拾い，それをポケットに入れた状態で被ばくした場合の皮膚の年間平均等価線量及び皮膚被ばくによる年間平均実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・被ばく時間：8 時間
・発生確率：0.01/年
・放射能面密度計算：
汚染物の重量 30g，密度 1.12g/cm3（樹脂）汚染の厚さ 0.3cm，接触面積 178cm2＜計算式＞
処分場の放射性物質による皮膚汚染に起因する年間平均皮膚等価線量は，2.3.1-54
OPQ = R ∙ (ST + S 9 ) ∙ y
ここで，

Hskin
AS

： 年間平均皮膚等価線量 [Sv/y]： 汚染した場合の単位面積当たりの放射能[Bq/cm2]

91

T
R7
R24
s

： 汚染した場合の被ばく時間 8 [h]： γ線照射に対する皮膚表皮の基底層への皮膚等
価線量率（7mg/cm2）[(Sv/h)/(Bq/cm2)]： β線照射に対する皮膚表皮の基底層への皮膚等
価線量率（40mg/cm2）[(Sv/h)/(Bq/cm2)]： 被ばくの年間発生確率 1×10-2 [y-1][R = WXYZ[WZ∙ j +R|

ここで，

A
DECAY

： 線源放射能 1 [Bq]
： 放射性壊変 24 時間後に残っている核種の割合[-]（子孫核種は考慮しない）
CONTACT ： 線源の皮膚接触面積 [cm2]+\] R+
ここで，=2.3.1-55

=

^

_∙

à

=

^
b

2.3.1-56

M： 線源質量 [g]（飛散性個体：3×101 [g]）
ρ ： 線源密度 1.12 [g/cm3]
t/2 ： 線源の半分の厚み 1.5×10-1 [cm]
OPQ ∙

OPQ ∙

)cd

)

線源からの外部被ばくによる年間平均実効線量は，

ここで，

E
Wskin
BODY

：
：
：

?c&

2.3.1-57

年間平均実効線量 [Sv/y]
組織加重係数 1×10-2 [-]全皮膚面積 1×104 [cm2]B3.4 処分場での経口摂取＜前提条件＞
公衆が処分場で汚染された土壌に触れた手から経口摂取するか，子供が誤って汚染物を呑み込んだことにより被ばくする場合の年間平均預
託実効線量を算出する。計算条件は以下のとおりである。
・摂取割合：0.001＜計算式＞
処分場の物質の経口摂取による年間平均預託実効線量は，= R ∙ S{ ∙ } ∙ j +R|
2.3.1-58
ここで，

E
A
R9

： 年間平均預託実効線量 [Sv/y]： 線源放射能 1 [Bq]
： 単位経口摂取当たりの預託実効線量 [Sv/Bq]92

f： 経口摂取した線源の割合 1×10-3 [-]DECAY ： 放射性壊変 24 時間後に残っている親核種の割合[-]（子孫核種は考慮しない）

93

(3) クリアランスレベル【Bq/g】28),29)
RS-G-1.729)に示されているクリアランスレベルのための放射能濃度値を計算するための導出方法が SRS No.4428)に示されている。以下にその導出方法を示す。
①基本的概念施設の廃止措置等によって発生する大量（1 トンのオーダーを超える）の放射性廃棄物を，環境負荷低減等を目的としてリサイクルするために，放射性物質として扱う必要のない区分を設けるためのもの。
②想定シナリオ
以下に示す 11 のシナリオに対して，個人への被ばく経路を設定している。

シナリオ
WL

表 2.3.1-5 考慮されたシナリオと関連する被ばく経路
説明
被ばく対象
関連した被ばく経路
処分場の作業者又はその他の施設の作業者（鋳物工場以外）

処分場における外部被ばく
作業者

処分場における吸入摂取
汚染物質の直接経口摂取

WF

鋳物工場の作業者
作業者

WO
RL-C

その他の作業者（トラック運転手
等）
処分場又はその他の施設の近隣住
民

作業者

子供（1-2y）

RL-A
成人（>17y）

RF
RH
RP

鋳物工場の近隣住民
汚染物質で建てられた住居の住民
汚染物質で建てられた公共の場の
付近の住民

RW-C
RW-A
SKIN

私設井戸からの水の使用や汚染した河川からの魚の消費をする住民
スクラップ置き場や金属リサイク
ル施設等の埃っぽい環境の作業場（低確率シナリオのみに適用）

子供（1-2y）成人（>17y）
子供（1-2y）
子供（1-2y）成人（>17y）
作業者

鋳物工場における機材やスクラップからの外部被ばく
鋳物工場における吸入摂取
汚染物質の直接経口摂取
トラック上の機材又は積み荷からの外部被ばく処分場又はその他の施設の付
近での吸入摂取
汚染した土壌で育った汚染された食品の経口摂取
処分場又はその他の施設の付
近での吸入摂取
汚染した土壌で育った汚染された食品の経口摂取
鋳物工場付近での吸入摂取
住居内での外部被ばく
外部被ばく
汚染した粉塵の吸入摂取
汚染物質の直接経口摂取
汚染された飲料水，魚，及びその他の食品の経口摂取
埃っぽい環境の作業場で起こり得る放射性物質を含む粉塵による皮膚汚染③線量基準
人工起源放射性核種について，10µSv/年を基準線量に用いる場合に現実的パラメータを使用し，1mSv/年を基準線量として用いる場合には低確率なパラメータ94

を使用する。なお，皮膚被ばくの基準線量としては確定的影響を防ぐため 50mSv/
年が用いられる。
④クリアランスレベルの導出
各被ばく経路の実効線量基準に対する放射能濃度を導出し，放射能濃度が最小となる経路の値を求める。最後に端数処理として，最小となった放射能濃度に対して，3×10x～3×10x+1 までの値を 1×10x+1 としてクリアランスレベルとする。
⑤各被ばく経路における線量の導出方法
表 2.3.1-6
単位 ケース
被ばく
現実的h/y
時間 (te)
低確率
ｼﾅﾘｵ前の
現実的d
減衰時間 (t1)
低確率
ｼﾅﾘｵ期間中の減現実的d
衰時間 (t2)
低確率
食品ｼﾅﾘｵ前の減d 現実的衰時間 (tf1)
食品ｼﾅﾘｵ期間中
の減衰時間
d 現実的
(tf2)

被ばくシナリオの一般的なパラメータ

WL
処分場
作業者
450
1800
30
1
365
0

WF
鋳物工場
作業者
450
1800
30
1
365
0

WO
その他の
作業者
900
1800
30
1
365
0

RL
処分場
近隣住民
1000
8760
30
1
365
0

RF
鋳物工場
近隣住民
1000
8760
30
1
365
0

RH
住宅の
居住者
4500
8760

RP
公共の場
近隣住民
400
1000

100

100

365

365

n.a.

n.a.

n.a.

365

n.a.

n.a.

n.a.

n.a.

n.a.

n.a .

365

n.a.

n.a.

n.a.

n.a. ： 適用無し
A) 外部被ばく（WL,WF,WO,RH,RP シナリオ）8•∙'∙r1',) = ,•r1' ∙ zr ∙ }. ∙ ,ここで，

Eext,C

：

,•r1'

：

te
fd
λ
t1
t2

：
：
：
：
：

8r B‘∙`a•∙'a2.3.1-59

物質中の単位放射能濃度当たりの外部被ばくによる 1 年間預託実効線量 [(µSv/y)/(Bq/g)]
照射体系，距離，遮蔽，及び年齢層等に応じた物質中の単位放射能濃度当たりの平均実効線量率 [(µSv/h)/(Bq/g)]
被ばく時間 [h/y]希釈係数 [-]
壊変定数 [y-1]
シナリオ開始前の減衰時間 [y]シナリオ期間中の減衰時間 [y]95表 2.3.1-7

希釈係数
(fd)
物質密度

単位

ケース

－

現実的
低確率

g/cm3

照射体系
線量率
係数
(,•r1' )(µSv/h)/(Bq/g)

外部被ばくシナリオのパラメータ
WL
処分場
作業者
1
1
1.5

WF/WO
RH
RP
鋳物工場又は住宅の公共の場
その他の作業者
居住者
近隣住民
0.1
0.1
0.1
1
0.5
0.5
1.5
1.5
1.5
遮蔽の無い 5m×2m 厚み 20cm の壁の 3m
半無限線源
半無限線源の地面
×1m サイズの積み ×4m×2.5m サイズのの地面上 1m
上 1m
荷又は機材から 1m 天井と 2 枚の壁
子供(1-2y)/成人
成人
成人
成人
に対して得られた
値を 1.2 倍する。
核種と照射体系に依存するパラメータ8r= ,PQŠ ∙ zr ∙ }. ∙ }‡ ∙ +.’ ' ∙ m • ∙ , 8•∙' ∙B) 吸入摂取（WL,WF,RL,RF,RP シナリオ）
PQŠ,)

ここで，

•∙'a

Einh,C
,PQŠ

te
fd
fc
Cdust

m•
λ

t1
t2

2.3.1-60： 物質中の単位放射能濃度当たりの吸入摂取による 1 年間預託実効線量 [(µSv/y)/(Bq/g)]： 吸入摂取実効線量係数 [µSv/Bq]： 被ばく時間 [h/y]： 希釈係数 [-]： 比放射能の濃縮係数 [-]： 空気中粉塵濃度 [g/m3]： 呼吸率 [m3/h]： 壊変定数 [y-1]： シナリオ開始前の減衰時間 [y]： シナリオ期間中の減衰時間 [y]表 2.3.1-8

希釈係数
(fd)
空気中粉
塵濃度
(Cdust)
濃縮係数
(fc)
呼吸率
(m• )
線量係数
(,PQŠ )

吸入摂取シナリオのパラメータ

WL

WF

ケース

処分場
作業者

鋳物工場
作業者

現実的
低確率
現実的

0.1
1
5×10-40.02
0.1
5×10-40.01
0.1
1×10-4低確率

1×10-3

1×10-3－4

m3/hµSv/Bq

単位

－
g/m3

B‘∙`a

RL-A

0.01
0.1
1×10-4

RF
鋳物工場
近隣の住
民
0.002
0.01
1×10-4

RP
公共の場
の近隣住
民
0.1
1
1×10-4

5×10-4

5×10-4

5×10-4

5×10-4

1 – 704

4

1 – 70

4

1.2

1.2

1.2

0.22

0.22

0.22

5µm
作業者

5µm
作業者

成人

子供
（1-2y）

子供（1-2y）

子供（1-2y）

96

RL-C

処分場近隣の住民C) 経口摂取（WL,WF,RL,RP シナリオ）

8•∙'∙PQ“,) = ,PQ“ ∙ $ ∙ }. ∙ }‡ ∙ }' ∙ ,ここで，Eing,C
,PQ“

q
fd
fc
ft
λ
t1
t2

：
：
：
：
：
：
：
：
：

表 2.3.1-9

希釈係数
(fd)
濃縮係数
(fc)
根からの
移行係数
(ft)
年間摂取
量(q)
線量係数
(,PQ“ )•∙'a2.3.1-61

物質中の単位放射能濃度当たりの経口摂取による 1 年間預託実効線量 [(µSv/y)/(Bq/g)]
経口摂取実効線量係数 [µSv/Bq]
年間摂取量 [g/y]希釈係数 [-]
濃縮係数 [-]
根からの移行係数 [-]
壊変定数 [y-1]
シナリオ開始前の減衰時間 [y]シナリオ期間中の減衰時間 [y]経口摂取シナリオのパラメータ

単位

ケース

－

現実的
低確率

－

g/y
kg/y

8r B‘∙`a

現実的
低確率µSv/Bq

WL/WF
RP
処分場又は 公共の場
鋳物工場の の近隣住
作業者
民
0.1
0.1
1
1

RL-A

RL-C

処分場近隣の
住民
0.01
0.1

0.01
0.1

2

2

n.a.

n.a.

n.a.

n.a.

[30]

[30]

10g/y
50g/y

25g/y
50g/y
子供
（1-2y）

88kg/y264kg/y

68kg/y204kg/y子供（1-2y）作業者

成人D) 地下水移行による被ばく（RW シナリオ）
核種が汚染層（汚染物質がある地表付近の土壌）から不飽和層を介して地下水に移行する。この汚染された地下水による被ばくシナリオである。
井戸水の経口摂取による被ばく
農作物摂取による被ばく汚染された河川の魚を摂取することによる被ばく

iP =

”

＜汚染層からの浸出率＞• W– ∙— W– ∙ DW–

2.3.1-62

97

ここで，

Li
I
θCZ
zCZ

核種の浸出率 [y-1]
浸透率 [m/y]
汚染層の体積含水率 [-]
汚染層厚さ [m]核種 i の遅延係数 [-]

：
：
：
：
：

SP)˜

SP)˜ = 1 +

ここで，

+P =

_W– ∙™šD• W–

2.3.1-63

ρCZ ： 汚染層の密度 [g/cm3]
Kdi ： 核種 i の分配係数 [cm3/g]^∙‡D ∙•D＜汚染層から浸出する核種の放射能濃度＞
b›

ここで，

2.3.1-64

+P

M
Ci
Li
US

汚染層から浸出する核種 i の濃度 [Bq/m3]
汚染物質の総質量 [g]
汚染物質中の核種 i の比放射能 [Bq/g]
核種 i の浸出率 [y-1]
汚染層からの漏出体積 [m3/y]

：
：
：
：
：

= h ∙ R)˜

2.3.1-65

I ： 浸透率 [m/y]ACZ ： 汚染層の表面積 [m2]ここで，＜放射性核種の不飽和層移行時間＞

zP =— Kœ ∙ DKœ ∙•Kœ ∙ HKœ

ここで，

”

ti
I
zuz

SP’—
S’—

puz

2.3.1-66

：
：
：
：
：
：

核種 i の不飽和層移行時間 [y]
浸透率 [m/y]
不飽和層の厚さ [m]不飽和層中の核種 i の遅延係数 [-]不飽和土壌の有効間隙率 [-]不飽和層の飽和率 [-]SP’— = 1 +ここで，_Kœ ∙™šD• Kœ

2.3.1-67

ρuz ： 不飽和層の密度 [g/cm3]
Kdi ： 核種 i の分配係数 [cm3/g]
θuz ： 不飽和層の体積含水率 [-]98

= ž“ ∙

“

ここで，

Ugw
zgw
wgw
vgw
pgw

：
：
：
：
：

>P =

bH

∙ +P ∙ , 8•D ∙'D“∙ Ÿ“ ∙“＜井戸水中の放射性核種濃度＞

b ¡¢ ‰ b H

ここで，

>P

US
Ugw
+P

λi
ti

2.3.1-68

汚染層下を流れる地下水の体積 [m3/y]
帯水層の厚さ [m]帯水層の流れに対して垂直方向の汚染層の幅 [m]
地下水の間隙水の流速 [m/y]
帯水層の有効間隙率 [-]

：
：
：
：
：
：

2.3.1-69

井戸水中の核種 i の濃度 [Bq/m3]
汚染層からの漏出体積 [m3/y]
汚染層下を流れる地下水の体積 [m3/y]
汚染層から浸出する核種 i の濃度 [Bq/m3]
核種 i の壊変定数 [-]
核種 i の不飽和層移行時間 [y]h££ ∙ }£ ∙ ƒ e1 2 , 8•¤ ∙'¥ k h££ (1 2 }£ ) ∙ }',P ∙ (1 2 , 8•D ∙'¥ )}' =+|¦ ∙ §¦¨ r ∙ iP
＜農作物への放射性核種の移行係数＞

2.3.1-70

ここで， ft

Irr
fr
Tf

λW
te

YW

ft,I
Li
ρe

： 農作物への核種の移行係数 [m3/kg]： 灌漑率 [m/y]： 農作物に沈着した核種が保持される割合 0.25 [-]： 葉から食品への移行係数
果物，非葉野菜：0.1 [-]葉野菜：1 [-]
： 天候による植生の除去定数 20 [y-1]： 生育期間中の被ばく時間
果物，非葉野菜：0.17 [y]
葉野菜：0.25 [y]： 収穫密度
果物，非葉野菜：0.7 [kg/m2]
葉野菜：1.5 [kg/m2]： 核種 i の根からの移行係数 [-]： 核種 i の浸出率 [y-1]： 土壌の有効表面密度 225 [kg/m2]

99

>P£ =∙ +P ∙ , 8•D ∙'D＜河川水中の放射性核種の濃度＞
bHb© ‰ bH

ここで，

>P£

：
：
：
：
：
：

S

U
Ugw

+P

λi
ti

飲料水
葉野菜
非葉野菜
果物
野菜と果物の合計
魚

2.3.1-71

河川水中の核種 i の濃度 [Bq/m3]
汚染層からの漏出体積 [m3/y]
河川水の体積 [m3/y]
汚染層から浸出する核種 i の濃度 [Bq/m3]
核種 i の壊変定数 [-]
核種 i の不飽和層移行時間 [y]表 2.3.1-10 経口摂取パラメータ
子供による消費(1-2y)
成人による消費(>17y)[kg/y][kg/y]
現実的
低確率
現実的
低確率
100
200
350
700
6
18
13
39
17
51
40
120
45
135
35
105
68
204
88
264
0.6
3
1.5
7.5

表 2.3.1-11

地下水移行モデルのサイトパラメータ
単位
現実的
汚染層
シナリオ開始前の減衰時間
y
1
2
汚染層面積
m
5000
汚染層厚さ
m
5.00
3
汚染領域の密度
g/cm
1.80
浸透率
m/y
0.20
灌漑率
m/y
0.20
3
汚染層からの漏出体積（計算値）
m /y
1000
汚染層の間隙率0.40
飽和透水係数
m/y
5000
体積含水
0.16
不飽和層
不飽和層の厚さm
2.00
3不飽和層の密度g/cm
1.80
不飽和層の総間隙率0.40
不飽和層の有効間隙率
0.20
体積含水
0.16
地下水帯水層
100

低確率
1
20000
5.00
1.80
0.20
0.20
4000
0.40
5000
0.16
0.00
1.80
0.40
0.20
0.16

不飽和層の厚さ
帯水層の流れに対して垂直方向の汚染層の幅
地下水の間隙水の流速
帯水層の有効間隙率
帯水層の体積流量（計算値）
漏出と地下水の間の希釈係数（計算値）
表層水
河川の体積流量
漏出と河川の間の希釈係数（計算値）
灌漑パラメータ
非葉野菜の生育期間
葉野菜の生育期間
天候による植生の除去定数
植生に保持される核種の割合
非葉野菜に対する葉から食品への移行係数
葉野菜に対する葉から食品への移行係数
土壌有効面密度非葉野菜に対する収穫密度
葉野菜に対する収穫密度
経口摂取パラメータ
飲料水の消費量（1-2y）
飲料水の消費量（>17y）
非葉野菜の消費量（1-2y）
非葉野菜の消費量（>17y）
葉野菜の消費量（1-2y）
葉野菜の消費量（>17y）
魚の消費量（1-2y）
魚の消費量（>17y）
消費された飲料水の汚染割合
消費された野菜の汚染割合
消費された魚の汚染割合
E) 皮膚汚染による被ばく（SKIN シナリオ）
OPQ,)= ,• OPQ ∙ zr ∙ i.’ ' ∙ }. ∙ }‡ ∙ ¨ ∙ , 8•∙'

ここで，

Eskin,C

：

単位
m
m
m/y
3
m /y
-

現実的
5.00
100
1000
0.25
1.25E+05
7.94E-03

低確率
5.00
100
500
0.25
6.25E+04
6.02E-02

m3/s
-

5.00
6.34E-06

5.00
2.54E-05

y
y
y-1
kg/m2
kg/m2
kg/m2

0.17
0.25
20
0.25
0.1
1
225
0.7
1.5

0.17
0.25
20
0.25
0.1
1
225
0.7
1.5

kg/y
kg/y
kg/y
kg/y
kg/y
kg/y
kg/y
kg/y
-

100
350
17
40
6
13
0.6
1.5
0.25
0.25
0.25

200
700
51
120
18
39
3
7.5
1
1
1

8r B‘`a•∙'a2.3.1-72

皮膚汚染物質中の単位放射能濃度当たりのβ及びγ放出体からの 1 年間の皮膚等価線量[(µSv/y)/(Bq/g)]101

,• OPQ

：

te
Ldust
fd
fc
ρ
λ
t1
t2

：
：
：
：
：
：
：
：

単位表面放射能濃度あたりのβ及びγ放出体からの皮膚等価線量率係数の合計(4mg/cm2 皮膚密度) [(µSv/h)/(Bq/cm2)]
被ばく時間 [h/y]
皮膚上の粉塵の層の厚さ [cm]希釈係数 [-]
濃縮係数 [-]
表層の密度 [g/cm3]
壊変定数 [y-1]
シナリオ開始前の減衰時間 [y]シナリオ期間中の減衰時間 [y]表 2.3.1-12

皮膚汚染シナリオパラメータ単位
SKIN シナリオ
被ばく時間(te)h/y1800
層の厚さ(Ldust)cm
0.01
粉塵密度(ρ)g/cm3
1.5
希釈係数(fd)1
濃縮係数(fc)2
シナリオ前の減衰時間(t1)d0
シナリオ中の減衰時間(t2)d0線量率係数(,• OPQ )(µSv/h)/(Bq/cm2)
核種依存

102

(5) 危険量 D 値【TBq】31)①基本的概念危険量 D 値は，放射性物質が管理下になくなった場合，被ばくした人が死亡又は生活の質を低下させる深刻な障害を起こし得る放射性物質の量であり，最小臨界量と化学的毒性も考慮している。D 値では以下の健康障害を考慮している。
また，セキュリティ分野でも利用される。
・致死性の障害として，赤色骨髄，結腸障害，肺炎，重篤な皮膚影響
・非致死性の障害として，軟組織の壊死，甲状腺の壊死・炎症，白内障，不妊・排卵・精子増殖抑制等
・過度に保守的でない，現実的モデルを適用している。
・輸送規則にある核種や，数種の核分裂生成物や核分裂性物質にも適用している。
・飛散しない場合（D1 値）と飛散する場合(D2 値)に分類して評価し，低い値を D 値とする。
②想定シナリオ
D 値の導出には，以下のシナリオ（被ばく経路）を考慮している。
I.

ポケット： 遮蔽のない線源（500g まで）をポケットに保有（10 時間）し，
近接の軟組織に影響を及ぼす。
II. 室 内 ： 室内に放置された遮蔽のない線源（１ton まで）が放置され（100
III.

吸

引：

IV. 経口摂取：

V.

汚

染 ：

VI.

浸

漬 ：

時間），全身に被ばくする。
火災，爆発によって飛散した空気中（300m3 の室内）の放射性物質の 1×10-4 の割合を吸引し，30 分滞在し，内部被ばくを受ける。
火災，爆発によって飛散した汚染により，不注意で経口摂取する場合と，汚染された飲料水を飲む場合（1000m3 の水に全て溶解し 2 ㍑/日で 5 日間）に，内部被ばくを受ける。
火災，爆発により飛散した放射性物質が皮膚に付着し（全放射能のうち 1×10-2 が 5 時間付着），皮膚の外部被ばくを受ける。
火災，爆発により，放射性の希ガスが室内（300m3）に充満し，30 分間滞在して外部被ばくを受ける。

103

表 2.3.1-13
臓器・組織シナリオ番号
シナリオ名
赤色骨髄
結腸
肺
皮膚
軟組織
甲状腺
水晶体
生殖器官

考慮されたシナリオと関連する被ばく経路

D1 値
I
II
ポケット
室内
●
●
●

D2 値
III
吸引
●
●
●

IV
経口摂取
●
●
●

V
汚染

VI
浸漬
●
●
●

●
●
●
●
●

●

●

●
●
●

【線源特性】
γ線

中性子

電子

高エネル
ギー電子

外部被ばく

●

●

●

●*2

内部被ばく

●

●*1

●

α粒子

●

*1) 241Am/9Be や 239Pu/9Be のような(α，n)線源は内部被ばくを考慮しない。
*2) 制動放射による外部被ばくを考慮する。
・

核分裂性物質に関しては，被ばく評価で求めた D 値が最小臨界量を超える
場合は，最小臨界量（EPR-D-VALUES 200631）を参照）を D１値又は D２値としている。

・

化学的毒性に関しては，散逸物質の空気中濃度と，IDLH（生命又は健康に対する差し迫った危険を表す指標。EPR-D-VALUES 200631）を参照）の濃度又・

は 10mg/cm3 とほぼ等しいか，それを超える放射性核種について，予防上の注意を記載している。
評価時期により 2 つのアプローチで評価（両者はよく一致し，専門家アプ
ローチを見直す必要はなかった。）
専門家アプローチ ： 当初既存のガイダンスと専門的な判断に基づき，主要な核種の D 値を評価
リスクアプローチ ： 最新の研究成果に基づき，より多くの核種について定量的に D 値を評価

③子孫核種の考慮（EPR-D-VALUES 200631））
D 値はすべて製造時における線源の放射能で与え，これを線源中親核種の初期放射能，あるいは線源の初期放射能と呼んでいる。線源中の放射性核種の経時的な放射線特性の変化を考慮するため，カットオフ年数 10 年までの線源の親核
種と子孫核種の最も危険な混合物に対する D 値を計算している。

104

専門家アプローチ
専門家アプローチでは，すべての子孫核種が緊急事態被ばく時点において親核種の初期放射能と平衡状態にあると想定した単純で保守的なア
プローチによって壊変と成長を取り扱っている｡例外は 241Pu-241Am 壊変系列である｡241Pu の場合，241Am の 10 年に亘る成長を 241Pu の初期数量に加えただけである｡このため，D 値の計算に当たっては，241Pu の 1Bq 当たりに，0.02Bq の 241Am も被ばく開始時に存在すると想定している｡
リスクアプローチ
リスクアプローチでは，以下に述べるように調整した線量換算係数を用いて壊変と成長を考慮している｡調整線量換算係数の値は初期放射能に戻って，親核種の壊変，子孫核種の成長及びその各特性を勘案している｡線源からの被ばくは線源が親核種の壊変で生じた核種の最も危険な混合物を含んでいる時に発生すると想定した｡ 例えば，225Ra 線源の場
合は，9 日後における呼吸気道肺胞領域(組織 3R)の照射と 16 日後における赤色骨髄(組織 2)の照射に対して最も高い調整線量換算係数を有する｡
また，241Pu は，241Pu の初期放射能の 1Bq 当たりに，0.62Bq の 24lPu と0.012Bq の 241Am が存在すると想定すると，10 年の時点が最も危険となる｡
リスクアプローチで壊変系列を考慮する方法を以下に示す。
放射性壊変時に，親核種は子孫核種を生じる｡放射性である場合，子
孫核種は親核種と共に放射性壊変系列を構成する｡この系列は次のように表すことができる｡
λP
λD
P →
D →

2.3.1-73

ここで，P，D：それぞれ親核種と子孫核種の原子核
λP，λD：それぞれ親核種と子孫核種の壊変定数 [s-1]初期核種(親核種)の壊変は線源の製造時点である t=0 で始まり，このとき子孫核種の原子核の数はゼロに等しい(ND(0)=0)｡ 年数が t>O のとき，線源は壊変系列の原子核混合物を含んでいる｡ 線源中の親核種と子孫核種の放射能は時間の関数である｡

Rª (z) = Rª (0) × ,« (2§ª ∙ z)
2.3.1-74‘¬
R& (z) = Rª (0) ∙ ‘ B ‘ ∙ ",« (2§ª ∙ z) 2 ,« (2§& ∙ z)%¬-

2.3.1-75

ここで，AP(t)：時間 t における親核種の放射能 [Bq]
AD(t)：時間 t における子孫核種の放射能 [Bq]
AP(0)：t=0 における親核種の初期放射能 [Bq]105

λP，λD：それぞれ親核種と子孫核種の壊変定数 [s-1]
年数が t>O のとき，線源は系列核種の放射能に応じた線量 D(t)の被ばくをもたらす｡

j (z) = "Rª (z) × +~ª + R& (z) × +~& % × ~2.3.1-76

ここで，

CFP，CFD：それぞれ親核種と子孫核種の線量換算係数(吸収線量に対する線量換算係数，RBE 加重線量等)
F:所与のシナリオを考慮に入れた被ばく係数の積λp，λD：それぞれ親核種と子孫核種の壊変定数 [s-1]線源の初期放射能で正規化する場合，線量 D(t)は次のように表すことができる｡

j(z) = Rª (0) × +~ª‰& (z) × ~2.3.1-77

ここで，AP(0)：t=0 における親核種の初期放射能 [Bq]
F：所与のシナリオを考慮に入れた被ばく係数の積
CFP+D(t)：年数 t(線源が管理されていない状態となる時点)における親核種の初期単位放射能に対する調整線量換算係数｡
式 2.3.1-74，式 2.3.1-75，式 2.3.1-76 及び式 2.3.1-77 を考慮すると，

CFP+D(t)は次のように書くことができる｡+~ª‰& (z) = +~ª × ,« (2§ª ∙ z)•++~& ∙ • 8¬• ∙ ",« (2§ª ∙ z) 2 ,« (2§& ∙ z)%¬-

2.3.1-78

D(t)の値は，CFP+D(t)が最大となる t=tmax において最大となる｡tmax の値
は系列核種の特性に依存し，10 年という線源の最大カットオフ年数によって制限される｡

0, if ≤ 0;
z 01 = ® τ, if 0 < τ < 10 years;
10 years, if 10 years < τ,及び

106

2.3.1-79

τ = ®

‘- B ‘¬∙¹º»¼

0) ) - ‘‘‰ ½∙ - B∙¼ ½ ¾‘¬ ) ¬ ‘¬) ¬a¸} +~& ∙ §& ≤ +~ª ∙ §ª ;¸} +~& ∙ §& ¿ +~ª ∙ §ª

2.3.1-80
線源中の親核種の初期放射能に対する調整線量換算係数の最大値 CFP+
は，次式によって与えられる｡+~ª‰ = max +~ª‰& (z) = Ã'ÂA+~ª , ¸} +~& ∙ §& ≤ +~ª ∙ §ª ;+~ª‰& (z 01 ), ¸} +~& ∙ §& ¿ +~ª ∙ §ª
2.3.1-81

ここで，CFP+D(tmax)は式 2.3.1-79 の t=tmax に対する式 2.3.1-78 によって与えられる｡
単純な壊変系列の一部分に対する上記のアルゴリズムは，次式によって与えられるより一般的な状況にも適用することができる｡
E•
RQ (z) = Rª (0) ∙ •E ∙Ä ÅE,D ∙r1•(8•D ∙'),DÆÇQÈA, ,⋯

2.3.1-82

ここで，
qn,i：再帰式で接続した係数‘
ÅE,D È 8 EB

∙Å,‘D B ‘E EB ,D
ÅE,E È 8 ∑EBDÆ ÅE,D ;PÈA,⋯,Q8 , 0Q. Å , È;

2.3.1-83

ここで，λi：親核種が指数 0 を有する系列における子孫核種 i の壊変定数
なお，131mTe，224Ra，225Ra，228Ra，227Ac，227Th，228Th，229Th，232Th，230Pa，
231
Pa，232U，234U，238U 及び 242Am に対する線量換算係数の評価には拡張ア
ルゴリズムを用いている｡④参考レベル（専門家アプローチ）
参考レベルの線量は，それを超えなければ，被ばくを受けた人に影響の発現を避けられる線量のことである。

107

表 2.3.1-14

外部被ばくによる重篤な確定的健康影響の発現に関して専門家アプローチで用いた参考レベル（D1 値）
被ばく経路

影響

決定臓器・組織

参考レベル [Gy]

隣接線源からの軟組織の被ばく

軟組織の壊死軟組織

25

表面汚染からの接触被ばく

湿性落屑

皮膚基底膜

25

注） 参照

胴

1

遠隔線源又はイマージョンからの全身被ばく注） 数値は全身均等照射による重篤な確定的健康影響の発現に対する最小の参考線量である。

表 2.3.1-15 内部被ばくによる重篤な確定的健康影響の発現に関して専門家アプローチで用いた参考レベル（D2 値）
被ばく経路

影響

臓器・組織

放射性物質の特性

吸入又は

造血器

赤色骨髄

経口摂取

症候群

吸入摂取

肺炎

参考レベル
数値 [Gy]Δ [d]あらゆる放射性核種

1

2

呼吸気道

タイプ Sa)，長寿命の

25

365

胸郭領域

高 LET 放射線放出体
40

365

6

2

5

365

タイプ Sa)，長寿命の 90Sr
放出体（すなわち，
90

SrTiO3ｂ)）
その他の低 LET
放射線放出体

吸入又は

甲状腺機

経口摂取

能低下症

甲状腺

甲状腺集積
放射性核種

a) タイプ S は肺からの遅い吸収を指す
b) 不溶性 90Sr 化合物の特殊なケース⑤閾値レベル（リスクアプローチ）
閾値レベルとは，理論的に，被ばくを受けた人の 5%に影響を引き起こす線量
である。

108

表 2.3.1-16

外部被ばくからの RBE 加重線量の閾値レベル（D1 値）

被ばく

影響

臓器・組織

閾値レベル [Gy-Eq]

隣接線源からの局所被ばく

軟組織の壊死軟組織

25

表面汚染からの接触被ばく

湿性落屑

皮膚真皮

10

遠隔線源又はイマージョン

注） 参照

胴

1

からの全身被ばく注） 数値は全身均等照射による重篤な確定的健康影響の発現に対する最小の閾値線量である。

表 2.3.1-17

内部被ばくからの預託 RBE 加重線量の閾値レベル（D2 値）
閾値レベル

被ばく経路

影響

標的臓器・組織数値[Gy-Eq]

吸入又は造血器症候群

赤色骨髄

経口摂取

0.2（Z≧90）

Δ [d]
30

2 （Z≦89）

吸入摂取肺炎

呼吸気道肺胞－間質領域

30

30

吸入又は

胃腸症候群

結腸

20

30

甲状腺機能低下症

甲状腺

2

365

経口摂取
吸入又は
経口摂取

⑥D1 及び D2 値の導出
【エキスパート（専門家）アプローチ】＜ED1 値の計算＞
以下に計算スキームを示す。ここで使用するシナリオは飛散しない線源による以下の 2 つである。
・隣接線源からの局所被ばくを対象とする“ポケット”シナリオ（シナリオⅠ）・遠隔線源からの全身被ばくを対象とする“室内”シナリオ（シナリオⅡ）109

図 2.3.1-3E

D1 値の計算スキーム

ポケットシナリオ：シナリオⅠ（“ポケット”シナリオ）において組織 1（軟組織）に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能
E
A1,I[Bq]は，次式によって与えられる。

R ,” =

ここで，ËÌÍ
Ê ×& ,Ê

∙ Sj•‰Î

2.3.1-84

Sj•‰Î ：軟組織における重篤な確定的健康影響の発現に対する吸収線量の参考レベル 25 [Gy]•‰Îj~ ,” ：軟組織の吸収線量に対する吸収線量換算係数 [Gy/(Bq･s)]：被ばく時間 3.6×104 [s]”室内シナリオ：体表面から 1m の線源による胴の被ばく。簡単化するため，赤色骨髄に対する線量で，胴内の全ての臓器に対する線量を近似している。シナリオⅡにおいて，組織 7（胴）に重篤な確定的健康
影響を引き起こしうる初期放射能 EA7,Ⅱ[Bq]は，次式によって与えられる。

RT,Ⅱ =

ここで，

Ⅱ ×& a,ⅡËÌÍ∙ SjT•‰Î

2.3.1-85

SjT•‰Î ：胴における重篤な確定的健康影響の発現に対する吸収線量の参考レベル 1[Gy]j~ •‰Î
：体表面から1m離れた線源からの外部被ばくによる赤色骨髄
,Ⅱ
110

Ⅱ
E

の吸収線量換算係数 [Gy/(Bq･s)]：被ばく時間 3.6×105 [s]D1 の確定：ED1 値は次の 3 つの放射能のうち最小のものとする。

j = <¸ÏÐ RⅠ , RⅡ , R) Ñ

ここで，2.3.1-86RÒ：最小臨界量 [Bq]
RⅠ 及び RⅡ ：以下で求める，物質の質量を考慮した上で危険とRⅠ = ®
ここで，

M
MⅠ

M
MⅡ

Ïp¸<¸z,:¸} g ≤ gⅠ¸} g ¿ gⅠ,

2.3.1-87：放射能 EA1,Ⅰの物質の質量 [g]（比放射能から算出）：シナリオⅠの質量限度 5×102 [g]RⅡ = ®
ここで，R ,Ⅰ考えられる初期放射能 [Bq]RT,ⅡÏp¸<¸z,:¸} g ≤ gⅡ¸} g ¿ gⅡ,

2.3.1-88：放射能 EA7,Ⅱの物質の質量 [g]（比放射能から算出）：シナリオⅡの質量限度 1×106 [g]放射性核種の EAⅠ，EAⅡ，及び AC 値が無制限(Unlimited)であれば，ED1 値は無制限となる。
＜ED2 値の計算＞
以下に計算スキームを示す。ここで使用するシナリオは飛散した放射性核種による以下の 4 つである。
・吸入摂取（シナリオⅢE）
・経口摂取（シナリオⅣ）・皮膚汚染（シナリオⅤ）・放射性希ガスからのイマージョン（シナリオⅥ）111

図 2.3.1-4E

D2 値の計算スキーム

吸入摂取シナリオ：吸入摂取後の赤色骨髄（組織 2），呼吸気道胸郭領域（組織3E）及び甲状腺（組織 5）の被ばくを考慮。
シナリオⅢ（“吸入摂取”シナリオ）における組織 2（赤色骨髄）に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能 EA2,ⅢE[Bq]は，次式によって与えられる。

ここで，

R ,Ⅲ =

Sj•‰Î (∆)(∆)
j~ •‰Î
,Ⅲ~Ⅲ×& ËÌÍ (∆)Ⅲ
a,Ⅲ†∙ Sj•‰Î (∆)

2.3.1-89：重篤な確定的健康影響の発現する赤色骨髄の内部
被ばくに対する2日間預託吸収線量の参考レベル
1 [Gy]：吸入摂取による赤色骨髄の内部被ばくに対する2日間預託吸収線量の換算係数 [Gy/Bq]：呼吸可能摂取割合 1.0×10-4 [-]シナリオⅢE（“吸入摂取”シナリオ）において組織 3E（呼吸気道胸郭領域）に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能 EA3E,ⅢE[Bq]は，確定的影響の発現に対する様々な参考レベルと以下の 3 つの放射性核種のグループ毎の線量換算係数を用いて，次式によって与えられる。
グループ HSグループ LS
グループ L：高 LET 放射線長寿命放射体のタイプ S（遅い肺吸収タイプ）
エアロゾル：90SrTiO3 の形態の 90Sr
：その他の低 LET 放射線放射体

112

ここで，

RÔ ,Ⅲ =
SjÔ (∆)j~Ô ,Ⅲ (∆)
~Ⅲ

Ⅲ

×&

G†,Ⅲ†

(∆)

∙ SjÔ (∆)

2.3.1-90：グループR（HS，LS又はL）の放射性核種による重篤な確定的健康影響の発現する呼吸気道胸郭領域の内部被ばくに対する（HS,LS:1年間，L:2日間）
預託吸収線量の参考レベル [Gy]HS：25[Gy], LS:40[Gy], L:6[Gy]：グループR（HS，LS又はL）の放射性核種の吸入摂取による呼吸気道胸郭領域の内部被ばくに対する預託吸収線量換算係数 [Gy/Bq]：呼吸可能摂取割合 1.0×10-4 [-]シナリオⅢE（“吸入摂取”シナリオ）における組織 5（甲状腺）に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能 EA5,ⅢE[Bq]は，次式によって与えられる。

ここで，R„,Ⅲ =
Sj„• (∆)

j~„,•Ⅲ (∆)

~Ⅲ

×& Ë
Ⅲ

Õ,Ⅲ†

(∆)

∙ Sj„• (∆)

2.3.1-91：重篤な確定的健康影響の発現する甲状腺の内部被
ばくに対する1年間預託吸収線量の参考レベル
5 [Gy]：吸入摂取による甲状腺の内部被ばくに対する預託
吸収線量の換算係数 [Gy/Bq]：呼吸可能摂取割合 1.0×10-4 [-]経口摂取シナリオ：“経口摂取”シナリオ（シナリオⅣ）では，2 つの選択肢を考慮した。第 1 の選択肢では，漏洩線源の取り扱いによる
放射性物質の偶発的経口摂取を想定した。第 2 の選択肢では，漏洩線源が公共水道に投入されたことによる水の汚染とその消費を想定した。経口摂取による単位摂取量当たりの結腸，赤色骨髄及び甲状腺に対する吸収線量換算係数は，一般に，吸入摂取の場合と同じオーダーである。このため，“吸入摂取”シナリオ（シナリオⅢE）に従って，散逸物
質 10-4 の吸入摂取を想定して計算した吸入摂取からの初期放射能 EAT,ⅢE の値は，シナリオⅣの両方の選択肢に定めた 10-5 という経口摂取割合を想定して計算したものよりも小さくなる。それゆえ，吸入摂取シナリオに基づく初期放射能 EAT,ⅢE に対する D 値は，それを下回れば経口摂取は有意の脅威とみなされない妥当な限度であると結論づけられた。したがって，結腸，赤色骨髄及び甲状腺に対する経
口摂取被ばくは個別には考慮していない。

113

皮膚汚染シナリオ：シナリオⅤによって組織 6E（皮膚基底膜）に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能 EA6E,Ⅴ[Bq]は，次式
によって与えられる。

ここで，

R… ,Ⅴ =

× Ⅴ × Ⅴ ×& Ë
Ⅴ
Ⅴ

C†,Ⅴ

∙ Sj…•‰Î

2.3.1-92

Sj…•‰Î ：皮膚基底膜に重篤な確定的健康影響の発現する吸収線量＊）の参考レベル 25 [Gy]＊）：約100cm2の皮膚に対するもの。この線量は，重篤な確定的健康影響を発現する決定組織と想定した体表面から7mg/cm2（又は0.07mm）の深さの皮膚組織に対するものである。
•
j~… ,Ⅴ ：皮膚基底膜の接触被ばくに対する吸収線量の換算係数[Gy/(Bq･s/cm2)]： シナリオⅤのための一次汚染表面面積 1×104 [cm2]： シナリオⅤのための散逸した物質の割合 1×10-2 [-]： シナリオⅤのための皮膚と表面汚染の比 1×10-1 [-]： シナリオⅤのための被ばく持続時間 1.8×104 [s]

SⅤ
FⅤ
RⅤ
TⅤ

イマージョンシナリオ： 85Kr は希ガスであり，その放出は外部ハザードとなる。
シナリオⅥによって組織 7（胴）に重篤な確定的健康
影響を引き起こしうる希ガスの初期放射能 EA7,Ⅵ[Bq]は，次式によって与えられる。

RT,Ⅵ =
ここで，Ë
Ⅵ × Ⅵ ×& a,Ⅵ∙ SjT•‰Î

2.3.1-93

SjT•‰Î ：外部被ばくによる胴における重篤な確定的健康影響の発現に対する吸収線量の参考レベル 1 [Gy]•j~ ,Ⅵ ：放射性希ガスからのイマージョンによる赤色骨髄＊）の外部

VⅥ
TⅥ
FⅥ
E

ŒⅥ

被ばくに対する吸収線量率換算係数 [Gy/（Bq･s/m3）]。85Krの場合，これは85Kr に対するRBE加重線量率換算係数AF2,Ⅵに数値的に等しいとした。
＊）：赤色骨髄に対する線量を用いて胴内のすべての臓器に対する線量を近似できるものとした。
85
Kr : 1.10×10-16： シナリオⅥのための室内体積 3×102 [m3]： シナリオⅥのための被ばく持続時間 1.8×103 [s]： 室内への放出物質の割合 1 [-]D2 値の確定： ED2 値は，放射性希ガス 85Kr の場合とその他の放射性核種の場合について別々に計算。
114

希ガス 85Kr 以外の物質の場合， ED2 値は次式によって与えられる。

j = <¸ÏÐ RⅢ , Rⅴ , R) Ñ

ここで，2.3.1-94

RÒ ：最小臨界量 [Bq]RⅢ=®

<¸Ï Ö R ,Ⅲ , RÔ ,Ⅲ , R„,Ⅲ ×Ïp¸<¸z,:¸} g ≤ gⅢ¸} g ¿ gⅢ,

2.3.1-95

M ：<¸Ï Ö R ,Ⅲ , RÔ ,Ⅲ , R„,Ⅲ × に等しい放射能をもつ物質の質量 [g]MⅢ：シナリオⅢの質量限度 1×106 [g]RⅤ = ®

R… ,ⅤÏp¸<¸z,:¸} g ≤ gⅤ¸} g ¿ gⅤ,

2.3.1-96

M ： R… ,Ⅴ に等しい放射能をもつ物質の質量 [g]MⅤ ：シナリオⅤの質量限度 1×106 [g]85

Kr の場合，ED2 値は EA2,Ⅵの値に等しい。

j ≡

R ,Ⅵ

2.3.1-97E

D2 値は，EAⅢE，EAⅤ及び AC の値が無制限であれば，放射性希ガス 85Kr 以外の物
質は無制限である。放射性希ガス 85Kr も，EA2,Ⅵの値が無制限であれば無制限である。
【リスクアプローチ】＜RD1 値の計算＞
以下に計算スキームを示す。ここで使用するシナリオは飛散しない線源による以下の 2 つである。
・隣接線源からの局所被ばくを対象とする“ポケット”シナリオ（シナリオⅠ）・遠隔線源からの全身被ばくを対象とする“室内”シナリオ（シナリオⅡ）115

図 2.3.1-6

R

D1 値の計算スキーム

ポケットシナリオ：シナリオⅠ（“ポケット”シナリオ）において組織 1（軟組織）に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能
R
A1,I[Bq]は，次式によって与えられる。

R ,” =
ここで，

j

Ê×

,Ê

∙ j

2.3.1-98：軟組織における重篤な確定的健康影響の発現に対するRBE加
重線量の閾値レベル 25 [Gy-Eq]
R~ ,” ：軟組織のRBE加重線量率に対する換算係数 [(Gy-Eq)/(Bq･s)]：被ばく時間 3.6×104 [s]”室内シナリオ：体表面から 1m の線源による胴の被ばく。簡単化するため，赤色骨髄に対する線量で，胴内の全ての臓器に対する線量を近似している。シナリオⅡにおいて，組織 7（胴）に重篤な確定的健康
影響を引き起こしうる初期放射能 RA7,Ⅱ[Bq]は，次式によって与えられる。

RT,Ⅱ =
ここで，

jT

Ⅱ×

a,Ⅱ

∙ jT

2.3.1-99：胴における重篤な確定的健康影響の発現に対するRBE加重線
量の閾値レベル 1 [Gy-Eq]
R~ ,Ⅱ ：1mの距離にある線源への赤色骨髄の外部被ばくに対するRBE
加重線量率換算係数 [(Gy-Eq)/(Bq･s)]

116

Ⅱ
R

：被ばく時間 3.6×105 [s]D1 の確定：RD1 値は次の 3 つの放射能のうち最小のものとする。

j = <¸ÏÐ RⅠ , RⅡ , R) Ñ

ここで，2.3.1-100RÒ：最小臨界量 [Bq]
RⅠ 及び RⅡ ：以下で求める，物質の質量を考慮した上で危険とRⅠ = ®
ここで，R ,Ⅰ考えられる初期放射能 [Bq]Ïp¸<¸z,:¸} g ≤ gⅠ¸} g ¿ gⅠ,

2.3.1-101

M ：放射能 RA1,Ⅰの物質の質量 [g]（比放射能から算出）
MⅠ ：シナリオⅠの質量限度 5×102 [g]RⅡ = ®
ここで，RT,ⅡÏp¸<¸z,:¸} g ≤ gⅡ¸} g ¿ gⅡ,

2.3.1-102

M ：放射能 RA7,Ⅱの物質の質量 [g]（比放射能から算出）
MⅡ ：シナリオⅡの質量限度 1×106 [g]放射性核種の RAⅠ，RAⅡ，及び AC 値が無制限(Unlimited)であれば，RD1 値は無制限となる。
＜RD2 値の計算＞
以下に計算スキームを示す。ここで使用するシナリオは飛散した放射性核種による以下の 4 つである。
・吸入摂取（シナリオⅢR）
・経口摂取（シナリオⅣ）・皮膚汚染（シナリオⅤ）・放射性希ガスからのイマージョン（シナリオⅥ）117

図 2.3.1-7R

D2 値の計算スキーム

吸入摂取シナリオ：吸入摂取後の組織 T（赤色骨髄（組織 2），呼吸気道肺胞-間質（AI）領域（組織 3R），結腸（組織 4）及び甲状腺（組織5））の被ばくを考慮。
シナリオⅢ（“吸入摂取”シナリオ）における組織 T に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能 RAT,ⅢR[Bq]は，次式によって与えられる。

R ,Ⅲ =
ここで，

j (∆)

Ⅲ

×

Z,Ⅲ

(∆)

∙ j ( ∆)

2.3.1-103：組織Tにおける内部被ばくによる重篤な確定的健康影響の発現に対する預託RBE加重線量の閾値レベル [Gy-Eq]
赤色骨髄：Z≧90 0.2[Gy-Eq]（30日間預託）Z≦89 2.0[Gy-Eq]（30日間預託）
呼吸気道肺胞-間質領域：30[Gy-Eq]（30日間預託）
結腸：20[Gy-Eq]（30日間預託）
甲状腺：2[Gy-Eq]（1年間預託）
R~ ,Ⅲ (∆) ：吸入摂取による組織Tの内部被ばくに対する預託RBE加重~Ⅲ

線量換算係数 [(Gy-Eq)/Bq]：呼吸可能摂取割合 1.0×10-4 [-]経口摂取シナリオ：経口摂取による赤色骨髄（組織 2），結腸（組織 4）及び甲状腺（組織 5）の被ばくを考慮。シナリオⅣ（経口摂取）によって組織 T に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能 RAT,Ⅳ[Bq]は，次式によって与えられる。
118

R ,Ⅳ =
ここで，

j (∆)

Ⅳ

×

Z,Ⅳ

(∆)

∙ j ( ∆)

2.3.1-104：組織Tにおける内部被ばくによる重篤な確定的健康影響の発現に対する預託RBE加重線量の閾値レベル [Gy-Eq]
赤色骨髄：Z≧90 0.2[Gy-Eq]（30日間預託）Z≦89 2.0[Gy-Eq]（30日間預託）
呼吸気道肺胞-間質領域：30[Gy-Eq]（30日間預託）
結腸：20[Gy-Eq]（30日間預託）
甲状腺：2[Gy-Eq]（1年間預託）
R~ ,Ⅳ (∆) ：経口摂取による組織Tの内部被ばくに対する預託RBE加重~Ⅳ

線量換算係数 [(Gy-Eq)/Bq]：経口摂取割合 1.0×10-5 [-]

皮膚汚染シナリオ：シナリオⅤによって組織 6R（皮膚真皮）に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能 RA6R,Ⅴ[Bq]は，次式によって与えられる。

R… ,Ⅴ =
ここで，j…

× Ⅴ× Ⅴ×
Ⅴ

Ⅴ

C ,Ⅴ

∙ j…

2.3.1-105：皮膚真皮に重篤な確定的健康影響の発現するRBE加重線量の閾値レベル 10＊） [Gy-Eq]＊）：重篤な確定的健康影響を引き起こすためには少なくとも100cm2の皮膚に対しこのレベルの被ばくが必要であると想定する。この線量は表面から40mg/cm2（又は0.4mm）の深さの皮膚組織に対するものである。
R~… ,Ⅴ ：皮膚真皮の接触被ばくに対するRBE加重線量換算係数

SⅤ
FⅤ
RⅤ
TⅤ

[(Gy-Eq)/(Bq･s/cm2)]： シナリオⅤのための一次汚染表面面積 1×104 [cm2]： シナリオⅤのための散逸した物質の割合 1×10-2 [-]： シナリオⅤのための皮膚と表面汚染の比 1×10-1 [-]： シナリオⅤのための被ばく持続時間 1.8×104 [s]イマージョンシナリオ：シナリオⅥによって組織 7（胴）に重篤な確定的健康影
響を引き起こしうる放射性希ガスの放射能 RA7,Ⅵ[Bq]は，次式によって与えられる。

RT,Ⅵ =

ŒⅥ

Ⅵ× Ⅵ×

a,Ⅵ

∙ jT

2.3.1-106

119

ここで，

jT

R~ ,Ⅵ

VⅥ
TⅥ
FⅥ
R

：外部被ばくによる胴における重篤な確定的健康影響の発現に対するRBE加重線量の閾値レベル 1＊） [Gy-Eq]＊）：数値は全身均等照射による重篤な確定的健康影響の発現に対する最小の閾値線量である。閾値レベルとして1Gyを選定しているのは，赤色骨髄，甲状腺，眼の水晶体及び生殖器官における重篤な確定的健康影
響の発現に対する閾値レベルの下限であるからである。
：放射性希ガスからのイマージョンによる赤色骨髄の外部被ばくに対するRBE加重線量率換算係数 [(Gy-Eq)/（Bq･s/m3）]。
： シナリオⅥのための室内体積 3×102 [m3]： シナリオⅥのための被ばく持続時間 1.8×103 [s]： 室内への放出物質の割合 1 [-]D2 値の確定： RD2 値は，放射性希ガスの場合とその他の放射性核種の場合について別々に計算。

希ガス以外の物質の場合， RD2 値は次式によって与えられる。

j = <¸ÏÐ RⅢ , R”Œ , RŒ , R) Ñ

ここで，2.3.1-107

RÒ ：最小臨界量 [Bq]RⅢ

Û<¸Ï Ö R ,Ⅲ , RÔ ,Ⅲ , R9,Ⅲ , R„,Ⅲ ×¸} g ≤ gⅢ ,=Ú¸} g ¿ gⅢÙ Ïp¸<¸z,:

2.3.1-108

M ：<¸Ï Ö R ,Ⅲ , RÔ ,Ⅲ , R9,Ⅲ , R„,Ⅲ × に等しい放射能をもつ物
質の質量 [g]MⅢ：シナリオⅢの質量限度 1×106 [g]RⅣ = Ü<¸Ï Ö R ,Ⅳ , R9,Ⅳ , R„,Ⅳ ×Ïp¸<¸z,:¸} g ≤ g”Œ

¸} g ¿ g”Œ

,2.3.1-109

M ：<¸Ï Ö R ,Ⅳ , R9,Ⅳ , R„,Ⅳ ×に等しい放射能をもつ物質の質量 [g]MⅣ：シナリオⅣの質量限度 1×106 [g]120RⅤ = ®

R… , ⅤÏp¸<¸z,:¸} g ≤ gⅤ¸} g ¿ gⅤ,

2.3.1-110

M ： R… ,Ⅴ に等しい放射能をもつ物質の質量 [g]MⅤ ：シナリオⅤの質量限度 1×106 [g]
希ガスの場合，RD2 値は次式によって求める。

j = <¸ÏÐ RⅥ , R) Ñ
RⅥ = ®

R TⅥ

Ïp¸<¸z,:2.3.1-111¸} g ≤ gⅤ”¸} g ¿ gⅤ”,

2.3.1-112

M ： RT,Ⅵ に等しい放射能をもつ物質の質量 [g]MⅥ ：シナリオⅥの質量限度 1×106 [g]R

D2 値は，RAⅢR，RAⅣ，RAⅤ及び AC の値が無制限であれば，希ガス以外の物質は無制限である。放射性希ガスも，RAⅥ及び AC の値が無制限であれば無制限である。
⑦D 値の導出
D1 値と D2 値のうち小さい方を D 値とする。
参考文献
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121

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Package Contents Limits under the IAEA Regulations", Radiat. Prot. Dosim.
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Sources: Supplement to ICRP Publication 15", Publication 21 (1973),
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15.A. Fairbairn, F. Morley and W. Kolb; "The Classification ofRadionuclides for Transport Purposes", Gibson R.(ed.) "The Safe
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Oxford and New York.
16.ICRP; "Limits for Inhalation of Radon Daughters by Workers", Publication
32 (1981), Pergamon Press, Oxford.
17.IAEA; "Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material 2012
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18.IAEA; "Radiation Protection and Safety of Radiation Sources:
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19.ICRP; "Dose Coefficients for Intakes of Radionuclides by Workers", ICRP
Publication 68 (1994), Pergamon Press, Oxford.
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21.ICRP; "Recommendations of the International Commission on RadiologicalProtection (As Amended 1959 and revised 1962)", Publication 6 (1964),
Pergamon Press, Oxford.
22.M. Harvey et al; "Principles and Method for Establishing Concentrations
and Quantities (Exemption Values) Below which Reporting is not Required122

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23.IAEA: "Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material 1996
Edition (Revised)", Safety Standards Series No. TS-R-1(ST-1, Revised)(2000), IAEA, Vienna.
24.IAEA; "Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material 1996
Edition (As Amended 2003)", Safety Standards Series No. TS-R-1 (2004),
IAEA, Vienna.
25.IAEA; "Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material 2005
Edition", Safety Standards Series No. TS-R-1 (2005), IAEA, Vienna.
26.IAEA; "Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material 2009
Edition", Safety Standards Series No. TS-R-1 (2009), IAEA, Vienna.
27.S. F. Mobbs et al; "Exemption Concentrations and Quantities forRadionuclides not Included in the Europian Basic Safety Standards
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28.IAEA; "Derivation of Activity Concentration Values for Exclusion,
Exemption and Clearance", Safety Report Series No. 44 (2005), IAEA,
Vienna.
29.IAEA; "Application of the Concepts of Exclusion, Exemption and
Clearance", Safety Standard Series No. RS-G-1.7 (2004), IAEA, Vienna.
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Facilities", Rep. NUREG-1640 (2003), Nuclear Regulatory Commission,
Washington, DC.
31.IAEA; "Dangerous Quantities of Radioactive Material (D-values),
Emergency Preparedness and Response", EPR-D-VALUES 2006 (2006), IAEA,
Vienna.

123

2.3.2 数値導出上の課題(1)参照線量について
現行の Q システムに用いられる参照線量は，主に ICRP1977 年勧告で示された
作業者の線量限度に基づいている。1977 年勧告以降も，放射線リスクの改訂や様々な被ばく状況のタイプへの勧告の適用等を背景として，ICRP の放射線防護
体系は進展してきた。
本項では，最新の主勧告である ICRP2007 年勧告で示された被ばく状況のタイプの観点から，Q システムで用いられる参照線量について検討し，数値導出上の課題について述べる。
ICRP2007 年勧告では，計画被ばく状況，緊急時被ばく状況，現存被ばく状況という 3 つの被ばく状況が定義されている。そして，線量制限に関しては，計画被ばく状況では線量限度，緊急時被ばく状況及び現存被ばく状況では参考レベルの適用が勧告されている。さらに，計画被ばく状況は，通常被ばく（発生が予想される被ばく）と，潜在被ばく（発生が予測されない被ばく）に分けられ，潜在被ばくではリスク拘束値との比較も勧告されている。
Q システムを用いて A1/A2 値を導出する場合，どの被ばく状況のタイプとして位置付けることが放射線防護上相応しいのか，以下にいくつかの考え方を示す。
まず，放射性物質の輸送は意図的な線源の導入であり，計画的な輸送に伴う事故が 1 か 1 に近い確率で発生することを予想して基準値を定めておくという考えに立てば，Q システムは計画被ばく状況（通常被ばく）として取り扱われることになる。この場合，参照線量には，線量限度（例：実効線量で 50mSv/y（作業者），1mSv/y（公衆））が用いられる。次に，Q システムで想定しているような被ばくは，輸送の実態から考えて決して高頻度で発生してはおらず，潜在的な影響が評価の対象となっているという考えに立てば，同じ計画被ばく状況であったとしても，潜在被ばくとして取り扱われることになる。この場合，参照線
量には，リスク拘束値（例： 2×10-4（作業者），1×10-5（公衆））が用いられる。
また，Q システムで想定しているのは，破損した輸送物から 1m の距離に 30 分間滞在するといったような事故後初期の被ばくであって，緊急的な対策が必要となる状況であるという考えに立てば，緊急時被ばく状況として取り扱われることになる。この場合，参照線量には，参考レベル（例：事故期間中の実効線量で 20-100mSv）が用いられる。
続いて，Q システムに用いられる参照線量と被ばく経路との関係について述べる。A1/A2 値は，参照線量（実効線量で 50mSv）に相当する Q 値が独立した被ば
く経路毎に計算され，それらの最小値として与えられている（詳細は 2.3.1「数値の算出方法」を参照）。複数の被ばく経路が同じ確率で同時に発生する状況を想定すれば，複数の被ばくが重畳することになるため（例えば，外部被ばくと吸入摂取による内部被ばくの重畳），計算上は，被ばく線量が参照線量を超えることになる。しかし，輸送事故の実態から考えれば，そのような状況が高頻度で発生することは一般に考えにくい。
次に，参照線量と眼の水晶体の等価線量との関係について述べる。Q システムで想定されているのは，汚染の転移による皮膚被ばくを除けば，線量が全身に均質に与えられるような被ばく形態である。よって，眼の水晶体が受ける線量
が実効線量を大きく上回ることはないため，実効線量 50mSv を参照線量として124導出された A1/A2 値に基づく輸送物からの被ばくであれば，眼の水晶体が受ける線量は現行の作業者の等価線量限度（150mSv/y）を下回ることになる。しかし，
ICRP が 2011 年に発表したソウル声明では，作業者の目の水晶体に対する等価線
量限度が実効線量限度と同じ値（50mSv/y 及び 100mSv/5y）として勧告された。
今後，Q システムの参照線量として新しい眼の水晶体の等価線量限度が取り入れられる場合には，実効線量限度よりも眼の水晶体の等価線量限度の方が支配的となる可能性がある。ただし，そのような取入れが必要となるのは，Q システム
で取り扱う輸送事故を計画被ばく状況（通常被ばく）として扱い続ける場合であって，上述の通り，Q システムで想定しているのは，低頻度に発生する輸送事
故後初期の被ばくであることに留意が必要である。
最後に，A1/A2 値は輸送規則の根幹を成す基礎的数値であり，世界中の放射性物質の輸送安全が高いレベルで維持されていることを考慮すれば，今すぐに値の変更が必要となるものではないと考えられる。今後，Q システムについての見直しを検討する場合には，参照線量や被ばく経路の変更だけに着目するのではなく，本節で述べたような Q システムを用いる前提となる被ばく状況のタイプ（計画，緊急時被ばく状況）や事故の発生頻度（1 か 1 に近い確率，低頻度），
さらには被ばくのカテゴリー（職業被ばく，公衆被ばく）等についても考慮しながら，輸送の実態に即して検討することが重要である。
(2)線量評価の最新化について
本項では，現行の Q システムの被ばく経路毎の線量評価に用いている線量換
算係数，放射線データ，及び算出方法の最新化に関する課題について述べる。
現行の Q システムでは，外部被ばく線量換算係数として ICRP Publ.51，内部被
ばく線量換算係数として ICRP Publ.30 を用いている。これらの最新データとして，外部被ばく線量換算係数は，ICRP2007 年勧告に基づく ICRP Publ.116 があり，内部被ばく線量換算係数は，既に ICRP Publ.68（職業人）があるが，今後最新化を図るのであれば，2.1.2 項で説明した最新の比吸収割合(SAF)を採用する必要がある。更に，現行の Q システムでは，核種毎の放射線データとして収録核種数が 820 の ICRP Publ.38 を用いているが，最新の放射線データ ICRP
Publ.107 では，データの最新化と共に収録核種数が 1252 に増えている。従って，放射線データの精度向上や汎用性の観点からも ICRP Publ.107 を採用する必要がある。
また，現行の Q システムの線量評価方法は，光子と電子による外部被ばくでは，等方性点線源から空気中 1m 離れた位置の評価点に対して点減衰核積分法により線束を求めている（QA 値及び QB 値被ばく経路）。汚染の転移による皮膚被ば
くでは，ICRP Publ.38 のβ線スペクトルと不連続な電子放射データ，及び皮膚を模擬した水の表面から放射される単一エネルギー電子の線量率に関する
CROSS のデータ 1)を用いて皮膚被ばく線量を決めている（QD 値被ばく経路）。更に，QB 値の評価には線源の自己（残留）遮蔽係数を設定し，制動放射の影響の防護のために 40TBq の上限の切り捨てを設定している。これらの設定に明確な根拠は無く，現実的なモデルとはなっていない。これらの現行の評価方法を改善するため，各被ばく経路において最新のモンテカルロ法コードによる詳細な輸送計算を実施して，皮膚組成の模擬，制動放射，及び電子の自己（残留）遮125

蔽の効果を考慮すべきである。また，その他の人体組織・器官で生ずるコンプ
トン散乱や光電効果等については，最新の外部被ばく線量換算係数（ICRP
Publ.116）を用いることで考慮される。
参考文献
1. W. G. Cross, N. O. Freedman and P. Y. Wong; "Beta Ray Dose Distributions
from Skin Contamination", Radiat. Prot. Dosim. 40(3), 149–168(1992).

126

第3章

国内外における核種ごとの制限値の見直し動向

3.1 国外における核種ごとの制限値の見直し動向
3.1.1 英国における検討の概要
英国の健康保護局（HPA、現在は公衆衛生庁 PHE）は，2.2.1 項で述べた旧 NRPBが創案した Q システム 1）の検討を引き継いでおり，国際原子力機関（IAEA）の輸送安全分野で重要な役割を果たしてきた 2）。2008 年からは，2.1 節で述べた
ICRP での被ばく評価モデル見直しの動きを受けて，英国運輸省（DfT）の依頼により，現行の A１値，A2 値及び規制免除値を見直す準備を進め，その検討用ツールとして，現行値を再現するためのプログラム SEAL の開発を行った。その状況については，2008 年 10 月に開催された IAEA の第 17 回輸送安全基準委員会 3），2009 年 10 月に開催された同第 19 回委員会 4），2010 年 6 月に開催された同第 20回委員会 5），等で紹介がなされている。
2011 年に HPA が公表した現行値の再現計算結果の報告「A1 及び A2 値並びに規制免除値を計算する方法の再評価（HPA-CRCE-027）」6）によれば，A1 値及び A2 値
においては，計算過程を含めて数値を再現できない核種が 383 核種中 52 核種あり，理由として子孫核種の取り扱いの誤り等が指摘されている。なお，32 核種が外部被ばく（QA/QF 又は QB），29 核種が吸入摂取（QC），5 核種が皮膚汚染（QD）
で各々相違しており，A1 値又は A2 値そのものが再現できない核種は 32 核種ある。
また，輸送の規制免除値においては，数値を再現できない核種が 383 核種中 2核種あり，理由として計算上の誤り等が指摘されている。
2010 年 6 月に開催された IAEA の第 20 回輸送安全基準委員会では，ICRP での被ばく評価モデルの見直しは，クリアランスレベルの値，規制免除レベルの値，
A1 値，A2 値及び D 値に影響を与える可能性のあることが，IAEA の輸送安全基準委員会事務局から指摘されている 7）。
参考文献
1. IAEA; "Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material 1985
Edition", Safety Series No.6 (1985), IAEA, Vienna.（日本語翻訳版；"
放射性物質安全輸送規則 1985 年版解説"，(1985)，情報センター出版会．）
2. J. S. Hughes; "Radiation Protection in the Transport of Radioactive
Materials", TRANSSC 18 – T16 (2009).
3. T. Cabianca (HPA); "A Computer System to Generate A1, A2 and Exemption
Values (including a project to review the methodology of calculating
those values) ", TRANSSC 17 - 415 (2008).
4. T. Cabianca; "Review of Methodologies and Development of Software to
Calculate Exemption and A1 and A2 Values", TRANSSC 19 - 3.3 (2009).
5. HPA; "Project Progress on Development of System to Calculate A1 and A2
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6. K. A. Jones et al; "Review of Methodologies to Calculate A1 and A2 Values,and Exemption Values", HPA-CRCE-027 (2011).
7. J. Stuart; "Radionuclide Values", TRANSSC 20 – 4.7 (2010).

1273.1.2 IAEA の輸送安全基準委員会の状況(1)背景
放射性物質輸送に関する国際・輸送モード共通の基準を提示する国際原子力機関（IAEA）放射性物質安全輸送規則（以下，「IAEA 輸送規則」という。）は，
国連経済社会理事会（UN-ECOSOC）の委託を受けて IAEA が策定・改定を行うこととなっており，その実務は輸送安全基準委員会（TRANSSC）で行われている。
IAEA 輸送規則は放射性物質以外の危険物の輸送要件を定めた国連危険物輸送勧告モデル規則（以下，国連モデル規則）（UN Orange Book）に整合性を図りながら取り込まれ，さらに，国際海事機関（IMO）の定める国際海上危険物規程（IMDG
Code ） 及 び 国 際 民 間 航 空 機 関 （ ICAO ） の 定 め る 危 険 物 安 全 輸 送 技 術 指 針（Technical Instructions for the Safe Transport of Dangerous Goods by Air）に各輸送モードに特有の考慮がされた上で取り込まれている。放射性物質安全輸送に係る国際規則と国内規則への取入れを図 3.1.2-1 に示す。
IAEA 輸送規則が国内規則に最初に取入れられたのは，1978 年（昭和 53 年）であり，当時の IAEA 輸送規則 1973 年版である。以降，IAEA 輸送規則は 1985 年
及び 1996 年に大幅改定され，2000 年以降は 2 年ごとに見直しを行い，必要に応じて改定されてきている。

図 3.1.2-1

放射性物質安全輸送に係る国際規則と国内規則への取入れ

日本における放射性物質輸送に関する基準は，陸上輸送においては IAEA 輸送規則を参考に，それと整合を図るよう国内取入れされているが，IAEA 輸送規則に規定されている規制免除値（放射能濃度限度及び放射能限度）については国
内原子炉施設等の安全基準に取り入れられていないことから，核燃料物質等の陸上輸送の規則において取り入れられていない。ただし，放射線障害防止法には規制免除値が下限数量として取り入れられているため，放射性同位元素の陸上輸送においては規制免除値が適用されている。一方，海上輸送及び航空輸送
128

に係る規則については，危険物輸送全体の規則として図 3.1.2-1 に示す通り，
IMDG Code 及び ICAO-TI をそれぞれ条約に基づき取り入れており，規制免除値も取り入れられている 1)。
規制免除値及び A1/A2 値は，核種の基礎的数値と呼ばれ，IAEA 輸送規則 SSR-6の第 2 表に規定されている。これらの基礎的数値は，放射性物質輸送の安全要件を定める上で非常に重要な値である。規制免除値は IAEA 輸送規則の適用の有無を判断する値であり，A1/A2 値は放射性物質を収納する輸送物種類のしきい値となる値である。IAEA 輸送規則の 1996 年版以降の基礎的数値は本報告書第 2 章に述べた ICRP の 1990 年勧告 Publ.60 のデータを基にして 1993 年（IAEA 輸送規
則 1996 年版）に計算されたものであるが，ICRP の 2007 年勧告 Publ.103 から計算された ICRP Publ.116 における外部被ばく線量換算係数等の見直しに伴い，以前の係数を用いて算出された IAEA 輸送規則の基礎的数値も見直す必要性が検討されてきた。
(2) 2007 年/2009 年規則見直しサイクルに提出された基礎的数値関連提案
現在の IAEA 輸送規則の最新版である SSR-6 の 2012 年版は，2009 年規則見直し／改定サイクルによって改定が行われたものである。第 2 表（TS-R-1 2005 年
版までは，第 1 表）の基礎的数値に関する提案も提出され審議されたが，当時は前述の ICRP 勧告が出版されていなかったため，その出版を待ってからまとめて検討されることが合意された。
提案概要及び審議結果は，それぞれ表 3.1.2-1 及び表 3.1.2-2 のとおりである 2)。
表 3.1.2-1

2007 年規則見直しサイクルからの継続課題とその結果

提案番号
USA/07/04

提案概要
193m

135m

審議結果

69

Ir， Ba， Ge の基礎的数値の 現在進行中の英国のプロジェク
第 1 表への追加。
トの一部であり，継続課題であることに留意する。
USA/07/05 基礎的数値見直しの必要性。
仏国，英国，米国，独国が興味を示した。BSS の規制免除値が計算されるときに値を確認することとした。
USA/07/16 天然ウランと天然トリウムの A2 値 WG は U 及び Th の壊変系列を考慮（無資源）は長寿命の子孫核種 した計算結果を次回 TRANSSC に（226Ra 等）の影響を考慮し，見直 示すことが求められた。
す必要がある。

129

表 3.1.2-2
提案番号2009 年規則見直しサイクルに提出された新規課題とその結果
提案概要
審議結果

JPN/09/03 BSS 及び RS-G-1.7 に規定された核種との比較 提案に合意を行い，取扱核種に差異があることを示した 現在進行中の HPA 作
うえで，輸送規則においては半減期が 10 日以 業と一緒に検討す内の核種は親核種の評価に含めることとして ることとする。
いるが，いくつかの核種は半減期が 10 日以上であり，親核種が第 2 表に含まれているにもかかわらず規定されていないことを指摘し，
第 2 表の核種見直しを提案。
提案に合意
USA/09/01 現在第 2 表の核種一覧に含まれていない
193m
135m
69
Ir， Ba， Ge も使用頻度が高いとし，基 現在進行中の HPA 作
礎的数値を第 2 表に追加することを提案。
業と一緒に検討す
ることとする。
ここで，表 3.1.2-2 に記載した HPA 作業とは，前節で述べた HPA による基礎的
数値計算システム（SEAL）の開発及び再計算作業のことである。
なお，2009 年規則見直しの結果，改訂作業が開始されたため，2011 年規則見直しは実施されていない。
(3)2013 年規則見直しサイクル2013 年規則見直しサイクルは，2013 年 1 月に開始され 2013 年 5 月 17 日までの期間に，SSR-6 2012 年版及びその助言文書である SSG-26 に対する変更提案が募集された。加盟国からは，69 件の提案が提出され，さらに 2013 年 4 月及び 7月に開催された 2 つの IAEA 技術会合（TM-44897 及び TM-44891）で作成された
規則変更の勧告についても，加盟国提案と合わせて検討がなされた 3)。これらの提案については，2014 年 11 月に開催された TRANSSC 27 において，変更の影響と必要性の観点から審議がされたが，十分な議論が行われていない提案も多く，検討の結果，今サイクルでの SSR-6 の改定は行われないことが決定された。しかしながら，2013 年規則見直しサイクルに提出された変更提案のうち主要課題
として分類された提案については，関連分野毎に 5 つの WG に分類され，2014 年
6 月に開催された TRANSSC 28 以降，引き続き議論が行われており，継続審議が認められたものについては，2015 年規則見直しサイクルに再度提出されることとなった。
2013 年規則見直しサイクルに提出された核種の基礎的数値の見直しに係る提案は 4 件あったが，その提案概要と審議結果 4)を，表 3.1.2-3 に示す。

130

表 3.1.2-3 2013 年規則見直しサイクルに提出された基礎的数値関連提案
No 提案国
提案概要
審議結果
2
日本
放射性核種基礎的数値導出方 仏提案（No.40）と統合。
法検討の提案。
40
仏国
放射性核種基礎的数値検討作 日本提案（No.2）と一緒に，基礎業部会（WG）設置の提案。
的数値WGにて解決を目指す。
45
ブラ
短半減期核種輸送時の課題の 検討は必要であるとしたが，具体ジル指摘。
的な解決策はまとまらず。
50
WNTI
放射性核種基礎的数値の子孫 No.2及びNo.40に包含されるため核種の明確化。
削除。
日本からは，2009 年規則見直しサイクルに提出された第 2 表の見直しとも関連して，基礎的数値の算出方法の明確化のための検討の必要性が提案された。
フランスからは基礎的数値見直しのための作業を加速するために作業グループの設立が提案され，TRANSSC 28 においてこれが認められた形となった。それ以降，基礎的数値見直しに係る国際 WG が，IAEA 又は関心国の自主的な集まりとして行われている。
また，2015 年 6 月に開催された TRANSSC 28 期間中に TRANSSC 出席者代表と放射線安全基準委員会（RASSC）事務局の間で，規制免除値等見直し作業に係る打合せがなされた。その結果は，TRANSSC 28 全体会合に報告された 5)。TRANSSC
代表及び RASSC 事務局のそれぞれの意見の要点は，以下のとおりである。
○TRANSSC 代表
基礎的数値の見直し手順としては，まずは輸送規則でのみ用いられている
A1/A2 値の計算方法について見直しを行い，次に規制免除値の計算方法について見直しを行う
A1/A2 値に関する最初の WG は 2014 年 7 月 17-18 日に開催される予定で，規制免除に関する作業は 2015 年に開始される見込み
これまでに，英，仏，独，日が基礎的数値計算方法の見直しを行い，いく
つかの課題を特定している
IAEA/BSS においては，規制免除値は各国の差異を認めているが，国際輸送においては統一されていることが必要であることを強調○RASSC 事務局
BSS の規制免除値に関しては加盟国から明確化を求めるコメントが提出されており，輸送規則との違いも指摘されている
現時点で RASSC は規制免除値に関する作業を実施する予定はないが，将来
的には基礎的数値を議題として含む技術会合を開くことが予定されており，基礎的数値国際 WG の作業後に開催するのが適当だろう
基礎的数値国際 WG の活動は RASSC だけでなく WASSC も関心があるだろう131

(4)2015 年規則見直しサイクル2015 年規則見直しサイクルは 2015 年 1 月に開始され，5 月 10 日まで規則改正案が募集された。提出期限に遅れたものも含めると全体で 159 件の変更提案
6)が提出され，そのうち基礎的数値（SSR-6 第 2 表又は第 3 表）に係る提案は 11件あった。提案の概要を，表 3.1.2-4 に示す 7)。
表 3.1.2-4 2015 年規則見直しサイクルに提出された基礎的数値関連提案
提案 ID
SSR-6
SSG-26
提案概要
57
83
CA/2015/21
Table2 ―Ni, Sr の基礎的放射性核種値を追加する
か英国方法論参照を追記する。
193m
USA/2015/09 Table2 ―Ir, 135mBa, 69Ge の A1, A2, 規制免除放射能濃度，規制免除放射能量を Table2 に追加する。
USA/2015/11 Table2 ―脚注(a)から 42Ar と 118Te を削除する。
USA/2015/12 Table2 ―脚注(a)に 125Ru, 109Cd, 109Pd を追加する。
CA/2015/17
Table2 ―親核種とその子孫核種を扱う脚注(b)の要件をどう適用するか検討する。
CA/2015/18
Table2 ―親核種の放射能のみを考慮することを規定する。
D/2015/02
Table2 ―Table2 脚注(b)を親核種のみの放射能／放脚注
射能濃度を規定するよう改定する。
(b)
WNTI/2015/02 Table2 ―親核種のみの放射能を考慮することを規定脚注する。
USA/2015/06 ―Table3, Table3 を用いる際に短寿命子孫核種をどう407.1
取り扱うか明確化する助言文書を追加する。
F/2015/05―
付録Ⅰ， 国際 WG において最新情報及び合意した方法
Ⅱで A1・A2 値の計算方法をレビューした。いくつかの核種について部分的な結果が得られた。できるだけ多くの核種について計算
し，また，規則の表に規定された A1・A2 値
計算方法を SSG-26 に記載するために，本作業を完結する必要がある。
USA/2015/10 Table2 ―A2 値が無制限と記載されている場合の永続平衡における U 及び Th の壊変系列での A2値を計算する方法をどう明確化するか検討する。
基礎的数値国際 WG からの提案は，議長国である仏国から F/2015/05 (INF-04
文書)として提出 8)された。しかしながら，その提案の中には，WG 出席者全員の賛同が得られていない点や Q 値を算出する際の被ばくシナリオの変更等が含ま132れており，2015 年 6 月に開催された TRANSSC 30 での一次審査としては，更なる検討が必要という結果となっている。また，A1/A2 値等の変更は輸送物の分類に大きな影響を及ぼすため実務上の影響が大きいこと，また，現状の値には核種の特殊性を考慮した種々の数値変更等が行われているため，規則改正を実施す
るに当たっては，変更の正当性についての慎重な検討が必要と考えられる。
参考文献
1. 日本原子力産業協会；"放射性物質等の輸送法令集 2015 年版"，（2015），一般社団法人 日本原子力産業協会，東京．
2. TRANSSC Members Area, TRANSSC 20; "Report of the Transport Safety
Standards Committee (TRANSSC) –Nineteenth Meeting", (2009) [online].
Available at:
http://www-ns.iaea.org/committees/files/TRANSSC/903/Paper23TRANSSC1
9ReportRev.1.doc, Accessed 15 February 2016.
3. TRANSSC Members Area, TRANSSC 27; "Working Group 1 Report, Comments on
SSR-6 2012 Edition, 11-13 November 2013", (2013) [online]. Availableat:
http://www-ns.iaea.org/committees/files/TRANSSC/1399/WorkingGroup1R
eport_Final.pdf, Accessed 15 February 2016.
4. TRANSSC Members Area, TRANSSC 29; "TRANSSC 28 Meeting Report, 2014"[online]. Available at:
http://www-ns.iaea.org/committees/files/TRANSSC/1497/TRANSSC28meeti
ngreport20June2014Draft1.pdf, Accessed 15 February 2016.
5. TRANSSC Members Area, TRANSSC 28; "5-9 Note for the Record on Meetingof TRANSSC representatives with T Boal (IAEA) to Discuss Work on
Exemption Value", (2014) [online]. Available at:
http://www-ns.iaea.org/committees/files/TRANSSC/1449/5-9Noteforther
ecordmeetingonexemptionvalues.pdf, Accessed 15 February 2016.
6. TRANSSC Members Area, TRANSSC 30; "INF-03 Agenda Item 4-5 Review Cycle
2015-Combined Comments, Transport Regulations (SSR-6 and SSG-26) 2015
Review Cycle", (2015) [online]. Available at:
http://www-ns.iaea.org/committees/files/TRANSSC/1527/ReviewCycle201
5-CombinedComments.pdf, Accessed 15 February 2016.
7. TRANSSC Members Area, TRANSSC 30; "INF-03.3 Agenda Item 4-5 Proposed
Revisions for WG 2, Categorization By Working Group of Proposed
Regulatory and Advisory Revisions and Associated Comments", (2015)[online]. Available at:
http://www-ns.iaea.org/committees/files/TRANSSC/1527/INF-03.3Agenda
Item4-5ProposedRevisionsforWG2.pdf, Accessed 15 February 2016.
8. TRANSSC Members Area, TRANSSC 30; "INF-04 Agenda Item 4-1-2 Review of
A1-A2 – Presentation, Review of Methods of Calculation of A1 and A2
values Description of Issue and Proposed Solution",(2015)[online].Available at:133http://www-ns.iaea.org/committees/files/TRANSSC/1527/INF-04Reviewof
A1-A2-PresentationtoTRANSSC30.pdf, Accessed 15 February 2016.

1343.1.3 国外における今後の取り組み予想
IAEA では国際基本安全基準 BSS を改訂し，2014 年に「放射線防護と放射線源の安全：国際基本安全基準（GSR Part 3）」1）として出版した。この新 BSS には，規制免除放射能濃度[Bq/g]と同放射能[Bq]，クリアランスレベル[Bq/g]，管理上の危険量 D 値[TBq] 等の数値が核種ごとの防護上の制限値として収められているが，何れも 2006 年以前に算出されたものである。他方，ICRP では 2007 年に主勧告（Publ.103）2），2008 年に放射線データ（Publ.107）3），2009 年に人体
ファントム（Publ.110）4），2010 年に線量換算係数（Publ.116）5）等を改訂出版
し，今後も内部被ばく評価モデル等の改訂出版を予定している。
IAEA では，原則 2 年ごとに「放射性物質安全輸送規則（SSR-6）」6）の内容について見直し，改訂の必要性を検討している。この SSR-6 について輸送物の収納限度を定める A1 値，A2 値及び規制免除値の一部に，数値再現上の課題が英国の健康保護局 HPA から指摘された 7）。これを背景として，現在輸送分野では，ICRPの 2007 年以降の出版物の内容を反映して A1 値，A2 値等 SSR-6 に掲載された核種ごとの防護上の制限値を見直すことが計画されている。それに対して，放射線安全等の他分野では，改訂 BSS が出版されて間もないこともあり，ICRP の内部
被ばく評価モデルの改訂が出揃うまでは，核種ごとの防護上の制限値の見直しについて，大きな動きはないものと予想される。
参考文献
1. IAEA; "Radiation Protection and Safety of Radiation Sources:
Internation Basic Safety Standards", Safety Standards Series No. GSRPart 3 (2014), IAEA, Vienna.
2. ICRP; "The 2007 Recommendations of the International Commission on
Radiological Protection", ICRP Publication 103 (2007), Elsevier Ltd,
Oxford.
3. ICRP; "Nuclear Decay Data for Dosimetric Calculations", ICRP
Publication 107 (2008), Elsevier Ltd, Oxford.
4. ICRP; "Adult Reference Computational Phantoms", ICRP Publication 110(2009), Elsevier Ltd, Oxford.
5. ICRP; "Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities
for External Radiation Exposures", ICRP Publication 116 (2010),
Elsevier Ltd, Oxford.
6. IAEA; "Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material 2012
Edition", Specific Safety Requirements SSR-6 (2012), IAEA, Vienna.
7. K. A. Jones et al; "Review of Methodologies to Calculate A1 and A2 Values,and Exemption Values", HPA-CRCE-027 (2011).

135

3.2 国内における核種ごとの防護上の制限値評価の動向
ICRP から主勧告が Publ.103（2007）1)で，放射線データが Publ.107（2008）
2)
で，人体ファントムが Publ.110（2009）3)で，更にこれらを反映した外部被ば
く評価の線量換算係数が Publ.1161（2010）4)で改訂出版され，年内（2015）には内部被ばく評価の代謝モデルも改訂出版されるべく準備が進められている。
また，これらが出揃った段階で，核種ごとの防護上の制限値を見直す国際的な動きもある。そのため，我が国の動向を以下に整理し，今後に役立てるものとする。
本節では 3 項目，すなわち外部被ばく評価，内部被ばく評価，核種ごとの防護上の制限値評価に関する国内で実施された活動とそこで扱われた主な課題をレビューした。外部被ばく評価については，線量概念の整理，高エネルギー放射線被ばく換算係数，福島事故による環境被ばくの特異性が主な議題となった。
内部被ばく評価では，ICRP の動態挙動モデルの改訂，ファントムの改訂に基づ
く内部被ばく線量評価コードの開発に関する議題が中心となった。放射性核種ごとの防護上の制限値の評価では，ICRP Publ.103 刊行以降の様々な ICRP 出版
物を反映した Q システムの数値の見直しと，A1 値，A2 値等の制限値の再評価の過程で明らかとなった様々な課題の抽出に関する議題が中心となった。
3.2.1 外部被ばく評価
国内での公開された動向としては“外部被ばくに関する核種ごとの制限値の見直し”に限られた検討はされてはこなかった。しかし，ICRP Publ.605)が公刊されてから，外部被ばくの防護に関連する新たな線量概念が打ち出されてきたことに対応して，国内には日本原子力研究所，日本保健物理学会，日本原子力学会で外部被ばく線量評価に関連するワークショップ，委員会，及び専門研究会が立ち上げられて，外部被ばく線量評価に関する様々な重要課題の検討が行われてきた。本項では外部被ばく線量評価に関する主な国内の動向について記述する。
(1)最近の外部被ばく線量評価方法に関するワークショップ（原研保健物理部・
原子炉工学部主催）
1991 年に ICRP の基本勧告である Publ.605)が刊行された。ICRP Publ.60 の線
量概念に基づく外部被ばくに関する ICRP 刊行物である ICRP Publ.74「外部放射線に対する放射線防護に用いるための換算係数」6)が出されたのは，1996 年であった。
国内では ICRP Publ.74 が刊行される 1 年前の 1995 年に日本原子力研究所（保健物理部，原子炉工学部）が主催し，日本保健物理学会と日本原子力学会放射線工学研究連絡会が協賛のもとで，第 1 回「最近の外部被ばく線量評価方法に関するワークショップ」7)が開催され，98 名が参加した。このワークショップの目的は，ICRP Publ.60 に基づく外部被ばく線量評価に関する研究の進捗状況と様々な課題に関する整理を行い，関係者間の意識を共有化することにあった。

1

日本アイソトープ協会から 2015 年 3 月に和訳本が出版された。

136

ICRP Publ.60 では“放射線加重係数2”，“等価線量”，“実効線量”等の線量概念が初めて示された。しかしこの時点では従来使用されてきた，“線質係数”，“組
織平均線量当量”，“実効線量当量” 等の概念との関係が，名称の変更を伴う定義の部分的改訂のように受け取られた。一方で 1993 年に刊行された ICRU
Report518)では線質係数 Q(L)に基づく“組織・臓器における平均線質係数”という概念が用いられて，それに基づく“実効線量当量”が，放射線加重係数に基づく“実効線量”と並用されている状況であり，線量概念の利用者にとって混乱を持たらすという問題があった。そのためこのワークショップで，ICRP
Publ.60 で初めて示された線量概念と従来の線量概念の関係について議論が行われたが，この時点では明確な結論は出なかった。
しかし，その後，防護量としては“放射線加重係数”，“等価線量”，“実効線量”が主流として使用され，“線質係数 Q(L)”は通常のエネルギーの放射線に対しては，主に実用量にのみ使用され3，防護量には放射線加重係数が使用されるような棲み分けがされるようになっていった。
一方で，我が国ではオメガ計画（現在の J-PARC），HIMAC，RI ビームファクト
リー等の大型加速器施設及び Spring-8 等の大型放射光施設建設計画，ならびに当時建設計画中の国際宇宙ステーションへの日本人宇宙飛行士の搭乗計画が打ち出され，将来に向けて高エネルギー放射線被ばく防護が重要な課題となり始めていた。しかし，1995 年当時，ICRP にも ICRU にも光子，中性子，及び陽子，
ミューオン，HZE4を含む荷電粒子等の高エネルギー放射線の線量換算係数の評価
方法も値も示されていなかった。このワークショップでは 10MeV～10GeV の光子，
20MeV～10GeV の中性子のフルエンス実効線量の換算係数の試算値が発表され，高エネルギー荷電粒子の線質係数の算出法が示された。一方で使用される人体
ファントムの不統一性，ならびに高エネルギー光子，中性子の実用量としての
H*(10)が必ずしも安全側の値でないこと等についての発表も行われた。これらの成果は OECD/NEA の委員会である SATIF（Shielding aspects of Accelerators,
Targets and Irradiation Facilities）の活動等に引き継がれて，やがては外部被ばく線量換算係数に関する ICRP Publ.74 の改訂版である ICRP Publ.116，
及び高エネルギー荷電粒子を含む宇宙放射線の防護に関する ICRP Publ.1239)に繋がる動きの基盤の一つとなった。
このワークショップでは実用量と防護量の関係についての議論も行われた。
ICRU は 1985 年に Reprt3910)でエリアモニタリング用の“周辺線量当量”，“方向性線量当量”，と個人モニタリング用の“個人線量当量”という 3 つの実用量の概念を示した。これらは防護量である実効線量よりも安全側の値として定義されてきたが，1990 年の ICRP Publ.60 で改訂された線質係数 Q(L)を用いると，一部で実効線量よりも小さくなる（非安全側）となるエネルギー領域があること等も示された。
2

ICRP Publ.103 より前は“放射線荷重係数”と訳されていた。
高エネルギー放射線に対しては，放射線加重係数ではなく線質係数が使用されたが，ICRP Publ.92 では
高ネルギー放射線に関する線質係数 Q(L)と整合性が取れるように，放射線加重係数の改訂が行われ，それらが ICRP Publ.103 の改訂にも多少の改訂を含めて引き継がれた。
4
銀河宇宙線等の高エルルギー重粒子（high-Z and high energy particles）
3

137

翌年の 1996 年には，第 2 回「最近の外部被ばく線量評価方法に関するワークショップ」11)が開催された。第 2 回のワークショップでは第 1 回のように幅広い
議題ではなく，計測実用量（現在の“実用量”）の意味に焦点を絞って議論が行われた。ICRP はこの年に Publ.74 を刊行して，放射線防護の概念は放射線リスクと関連性のある防護量と測定（計測），測定器校正のための実用量の 2 本立て(dual)である線量概念体系を示したが，何故 2 本立てにするのかということが必ずしも理解された訳ではなかった。防護量は人体ファントムを基本として，放射線加重係数と組織加重係数を用いる線量概念であり，放射線健康リスクとの関連を持つ線量概念である。防護量の換算係数に合わせたレスポンスを持つ測定器を開発すれば，実用量という概念は不要ではないか。実用量は ICRU 球や
スラブ形状のファントムを定義に持ち出さなければならないため複雑さを招いて好ましくないとの意見があった。しかし，防護量は方向依存性があるため，測定条件によっては測定値の意味付けが難しいとの見解も示された。
もう一つの論点としては，ICRP,ICRU はエリアモニタリング用と個人モニタリ
ング用の 2 種類の実用量を示しているが，我が国の法規では 1 種類の実用量（1cm
線量当量，70µm 線量当量）のみであり，どのような量かの明確な定義が示されていないため，解釈上問題がある5との指摘があった。
第３回「最近の外部被ばく線量評価方法に関するワークショップ」12)は 2002年に行われた。このワークショップでは，中性子校正法と校正場，高エネルギ
ー中性子の線量評価法に関するテーマが中心となった。ここでは中性子校正に関しては以下の検討項目がまとめられた。
① 中性子線量計校正法については日本保健物理学会に専門研究会を立ち上げて，今までの知見をまとめる。
② 中性子校正場については，場を所有する機関の知見をまとめて，ISO 等に提案してゆく6。
③ 国内の中性子場に関する情報をまとめて，日本原子力学会の資料として公表する。
これらの結果を受けて，2005 年に日本保健物理学会の「中性子校正技術の標
準化検討専門研究会」が設立されて，活動の結果が 2005 年に纏められた 13)。
もう一つの課題として，高エネルギー中性子の線量評価に関する議論が行われ，以下の提案がまとめられた。

5

ICRU で定義された周辺線量当量 H*(10)も個人線量当量 Hp(10)も法規上は 1cm 線量当量となり，方向性線
量当量 H*(0.07)及び個人線量当量 Hp(0.07)は 70μｍ線量当量となる。それぞれ実効線量，皮膚の等価線量を上回る値となるが，使用する測定器の種類を把握して，どちらの実用量か判断する必要が生じることもある。
6
本提案に関係して，以下の ISO レポートが刊行された。
ISO Internal Standardization Organization, 2008a. Reference Raduiation Fields -Simulated
Workplace Neutron Fields-Part1: Characteristics and Methodos of Protection. InternalStandardization Organization ISO 12789-1:2008
ISO Internal Standardization Organization, 2008b. Reference Raduiation Fields -Simulated
Workplace Neutron Fields-Part1: Calibration Fundamental Related to the Basic Quantities. InternalStandardization Organization ISO 12789-2:2008138

① 高エネルギー中性子の生体影響のデータは生物学の観点からしか整備されていないが，防護システム構築の観点から提案を行う。
② 高エネルギー中性子の線量測定において，ICRU の実用量を用いるか，ICRPの実効線量を用いるかに関して今後，議論を継続する。
(2)放射線防護に用いる線量概念の専門研究会（日本保健物理学会）
1996 年の第 2 回「最近の外部被ばく線量評価方法に関するワークショップ」
で“防護量”と“計測実用量（実用量）”の 2 本立て(dual)の放射線防護の線量概念について議論が開始されたこと，及び ICRP Publ.103（2007 年基本勧告）のドラフトが公開され，線量概念については 2 本立ての考え方を継続する方針を受けて，この 2 本立ての線量体系の課題の把握と，線量のあるべき姿に関する検討を行うため，2005 年の日本保健物理学会に「放射線防護に用いる線量概念の専門研究会」14)が設立され，2006 年まで検討が行われた。ここでは以下の課題等が抽出された。
① 放射線加重係数と線質係数 Q(L)の整合性（とくに 10MeV 以上の中性子，ならびに陽子について）② 放射線加重係数のもつ bilocality（両地点性）7③ 線質係数 Q(L)の値の根拠の明確化
しかし，この専門研究会でもっとも議論されたことは第 2 回「最近の外部被
ばく線量評価方法に関するワークショップ」のときに議論された，“防護量と実用量という 2 本立て(dual)の線量体系は必要か，実用量を介さずに実測値を防護量に結びつける方が，より簡単な防護体系となるのではないか“という疑問であった。しかし，実用量を廃止すると，放射線測定器を用いた実測値と防護量（実効線量，等価線量）を直接結びつけることが必要となってくる。防護量には方向依存性（例えば AP 条件，PA 条件等の照射条件）があるため，実用量である周辺線量当量のように一義的な定義ができないこと，実効線量は組織加重係数の改訂の影響を受けること8，ならびに等価線量は臓器平均吸収線量に放射線加重係数を掛けた値であるために実測値との対応が難しいなどの点から，やはり実用量を介して測定器の実測値と結びつける現行の線量概念は妥当であろうとの結論となった。しかし，このときの議論に基づくような実用量の定義の見直しの検討は，ICRU と ICRP 第 2 専門委員会(タスクグループ 79)の合同で，
ICRU の中に 2010 年に立ち上げられた「外部放射線に対する放射線防護実用量に関する ICRU レポート委員会」で行われている（第 2.1.3 項参照）。

7

外部被ばく条件では放射線加重係数は人体に入射する前の放射線の種類に対して定義されている。しかし，人体に入射後には人体構成原子との相互作用で放射線の種類が変化する場合がある。例えば，熱中
性子が人体に入射すると人体内の水素（H）に吸収され，2 次ガンマ線を放出するために，人体内における被ばくは，ほとんどガンマ線被ばくとなる。しかし，対象となる組織・器官の吸収線量にガンマ線ではなく，入射時の放射線である熱中性子の放射線加重係数を掛けて等価線量を求めている。このような放射線加重係数が持つ矛盾的状況を“放射線加重係数の bilocality（両地点性）”と言う。この矛盾的状
況の解決のために中性子，陽子の放射線加重係数を線質係数 Q(L)との整合性を取ることにより ICRP
Publ.103 での放射線加重係数の改訂に一部反映された。
8
組織加重係数は原爆被爆者の疫学データ等に依存するため，データ更新ごとに変更される可能性がある。

139

(3)線量概念検討ワーキンググループ（日本原子力学会 放射線工学部会）
2011 年 3 月の福島第一原子力発電所の事故により，周辺住民の 137Cs と 134Cs
によるγ線被ばくが問題となった。2011 年 11 月に日本原子力学会の放射線工学
部会に「線量概念検討ワーキンググループ」が設置されて，防護量と実用量の定義と関連性が整理され，2012 年 3 月に福井大学で行われた日本原子力学会春の年会で報告された。その報告に対して質問があり，その質問内容である“地表汚染の被ばく条件における空間線量測定器による実測値と実効線量の関係”に答えるため，地表汚染を模擬した無限平板線源（表面汚染と浸透汚染の両条件）の周辺線量当量と実効線量との関係，ならびに個人線量当量と実効線量との関係について EGS515)を用いたシミュレーション計算が行われた。その結果，
地表汚染からの照射条件は ROT 条件に近く，一部 ISO 条件も含む照射条件である近いことが明らかとなった。このワーキンググループで検討されたすべての
成果は 2013 年 2 月の日本原子力学会誌の特集「放射線防護に用いられる線量概念」16)として公表されている。今後の我が国は福島対応（汚染土壌や，廃炉を含む大量の廃棄物）における放射線防護への様々な取り組みが重要なテーマの一つとなると考えられる。
参考文献
1. ICRP; "The 2007 Recommendations of the International Commission on
Radiological Protection", ICRP Publication 103 (2007), Elsevier Ltd,
Oxford.
2. ICRP; "Nuclear Decay Data for Dosimetric Calculations", ICRP
Publication 107 (2008), Elsevier Ltd, Oxford.
3. ICRP; "Adult Reference Computational Phantoms", ICRP Publication 110(2009), Elsevier Ltd, Oxford.
4. ICRP; "Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities
for External Radiation Exposures", ICRP Publication 116 (2010),
Elsevier Ltd, Oxford.
5. ICRP; "1990 Recommendations of the International Commission on
Radiological Protection", ICRP Publication 60 (1991), Pergamon Press,
Oxford.
6. ICRP; "Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection
against External Radiation", ICRP Publication 74 (1996), Pergamon Press,
Oxford.
7. 山口恭弘，吉澤道夫（編）；"「最近の外部被ばく線量評価に関するワークシ
ョップ」報文集 1995 年 1 月 19 日～20 日"，JAERI-Conf95-007 (1995)，
日本原子力研究所東海研究所，東海村．
8. ICRU; "Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry", ICRU
Report 51 (1993), ICRU, Bethesda, MD.
9. ICRP; "Assessment of Radiation Exposure of Astronauts in Space", ICRP
Publication 123 (2013), Elsevier Ltd, Oxford.
10.ICRU; "Determination of Dose Equivalents Resulting from External
Radiation Sources", ICRU Report 39 (1985), ICRU, Bethesda, MD.
140

11.山口恭弘，遠藤章（編）；"第 2 回「最近の外部被ばく線量評価に関するワー
クショップ」報文集 1996 年 3 月 14 日"，JAERI-Conf96-001 (1996)，日本
原子力研究所東海研究所，東海村．
12.吉澤道夫，遠藤章（編）；"第 3 回「最近の外部被ばく線量評価に関するワー
クショップ」報文集 2002 年 11 月 28 日～29 日"，JAERI-Conf 2003-002(2003)，日本原子力研究所東海研究所，東海村．
13.日本保健物理学会専門研究会報告書シリーズ Vol.3,No.1，"中性子校正技術の標準化専門研究会", (2005) ，日本保健物理学会ホームページ，Availableat:
http://www.jhps.or.jp/jhp/wp-content/uploads/2011/12/report2005-1.p
df，閲覧 2015 年 8 月 24 日．
14.日本保健物理学会専門研究会報告書シリーズ Vol.5,No.1，"放射線防護に用いる線量概念の専門研究会", (2007)，日本保健物理学会ホームページ，
Available at:
http://www.jhps.or.jp/jhp/wp-content/uploads/2011/12/report2007-1.p
df，閲覧 2015 年 8 月 24 日．
15.H. Hirayama, Y. Namito, A.F. Bielajew, S.J. Wilderman and W.R. Nelson;"The EGS5 Code System", SLAC-R-730 (2005) and KEK Report 2005-8 (2005).
16.放射線工学部会線量概念ワーキンググループ；"放射線防護に用いられる線
量概念"，日本原子力学会誌 55(2)，83-96 (2013).

1413.2.2 内部被ばく評価
内部被ばく線量を評価するためには，体内残留量や排泄率を求めるための複雑な体内動態モデルを解き，多種の線種・エネルギー・放出割合の放射性壊変に対して比実効エネルギーを算出する必要があり，一連のプロセスは計算コードを用いて行われることが多い。この節では国内で開発された内部被ばく評価
に関するいくつかの計算コードを取り上げるとともに内部被ばく線量評価に関する主な国内の動向について記述する。
1989 年に Publ.26(1977)の基本勧告が国内法令に取り入れられ，内部被ばく
線量評価の概念は Publ.30 シリーズ(1979, 1980, 1981,1988)に準拠することになった。また ICRP は Publ.60(1991)の新たな基本勧告が刊行された。
日本保健物理学会では 1991-92 年度に「体内被ばく線量評価コード専門研究会」を設立した 1)。当専門研究会では，国内外の体内被ばく線量評価コードの現状を把握して整備し，提供するための体制が検討された。この研究会では国内の計算コードとして以下が検討された。
・ IDES（放医研）：体格，代謝等のパラメータを変化させることが可能で，日本人公衆の内部被ばくの試算が可能なパーソナル・コンピュータ用コード。
・ DOSDAC(原研)：核壊変，代謝，解剖学的データ等から内部及び外部被ばくに関する線量換算係数を系統的に一貫して算出する大型計算機用システム。
・ PIEDEC（三菱）：比実効エネルギー，壊変系列及び代謝の各データファイルに基づき測定値から初期摂取量及び実効線量当量を算出するコード。
・ TOSDAC-1（電中研・東芝）：核分裂性核種を主たる対象とし，微分方程式の解析解を用いて計算時間を短縮するとともに，測定値から初期摂取量が逆算できる計算コード。
1993-1994 年度に，日本保健物理学会では「ICRP 新呼吸気道モデル専門研究会」を設立し，吸気道モデル（Publ.66,1994）に関する議論が行われた 2)。呼吸気道の領域区分，形態計量モデル，標的細胞，デトリメントの気道領域間の分配，沈着モデル，ガス及び蒸気，クリアランスモデル，線量計算の各章について議論がなされ，呼吸気道モデルの解説書が日本保健物理学会より刊行された。
1999 年に放射線審議会は ICRP Publ.60(1990)の勧告の国内制度等への取入れについて検討を行い，外部被ばく及び内部被ばくの評価法に係る技術的指針を出した 3)。この中で核種ごとの内部被ばくの線量評価に対して，「内部被ばく線
量評価コード(INDES:科学技術庁の委託により日本原子力研究所で整備中)をガ
イドライン等の付録とし」との記載がある。また，この改正法令に基づく財団
法人原子力安全技術センターの「被ばく線量の測定・評価マニュアル（2000 年度版）」4)では簡易内部被ばく線量評価コード(IDEC：科学技術庁の委託により日本原子力研究所で開発・整備)の記載がある。
・ IDEC（原研）：ICRP の標準コードを基に開発・整備され，作業者や一般公衆の線量係数を算出するとともに，観測データからの内部被ばく線量評価も可能な計算コード。

142

2004-2005 年度に日本保健物理学会「ウランの健康影響検討専門研究会」を設立し，化学毒性と放射線毒性，体内挙動及び障害，体内摂取事故に対する検討，
体外排泄促進剤開発の現状について議論し，報告書としてまとめた 5)。
2004-2005 年度に日本保健物理学会「ファントムの開発及び利用に関する専門研究会」を設立し，医療画像技術や計算科学技術の発展により開発されたさま
ざまな物理ファントムと数学ファントムの最新の情報を収集・整理し，議論を行った 6)7)。
2006-2007 年度に日本保健物理学会「内部被ばく評価のための体外計測器に関する標準校正方法」専門研究会を設立し，体外計測器の現状・提言，校正用フ
ァントム，校正方法，バイオアッセイに関する放射能評価方法，国家基準の定め方に関する議論を行い，シンポジウムを開催した。また，2012-2013 年度にも「体外計測に関する標準計測法の策定に関する専門研究会」が設立された。
2007-2008 年度に日本保健物理学会「ICRP 新消化管モデル専門研究会」を設立し，消化管モデル(Publ.100,2006)に関する情報共有を進めるとともに，消化器系の解剖学と生理学，ヒト消化管での放射性核種の吸収，残留及び分泌，放射線影響，モデルの説明，消化管の通過時間，形態学と線量計測学，モデルの使用に関する解説を報告書としてまとめた 8)。
ICRP 及び国内法令等に基づき，デフォルトとは異なる摂取状況の線量係数やバイオアッセイ測定値等からの線量評価等を行う計算コードが開発されている。
・ MONDAL9)（放医研）：42 核種を対象に，モニタリング計測値から内部被ばく
線量を算出する PC 用の計算コード。MONDAL3 に更新された。
・ REIDAC10)（原子力機構）：体内汚染時の摂取ルート，核種の化学形，吸入摂取時の粒子径等の状況を考慮して，一連のモニタリング計測値から遡及的な線量評価を行うための計算コード。
：事故時に環境中に放出された核種を対象に，任意・ DSYS11-12)（原子力機構）のパラメータや任意の預託期間の線量を算出する計算コード。DSYS-GUI（グラフィックユーザーインターフェイスの開発）やDSYS-Chronic（慢性摂取の一般公衆の線量評価）に拡張されている。
・ BRAID13)（原子力安全基盤機構，現所有は原子力規制庁）：体内動態モデルの構造が改定されても入力ファイルのみで体内分布を算出する計算コード。
・ ICRP 技術的基準等の整備（計算コードの開発）14)（原子力機構）：文部科学省委託事業で 2007 年勧告を我が国の法令に取り入れるための検討を行う
上で開発中の計算コード。
2011 年 1 月に放射線審議会基本部会は ICRP Publ.103(2007)の勧告の国内制
度等への取入れについての第二次中間報告をまとめた 15)。この中に具体的な内部被ばく線量評価法は記載されていないが，関連法令等で内部被ばくに関する
核種ごとの制限値が整備されると思われる。
143

参考文献
1. 体内被ばく線量評価コード専門研究会；"体内被ばく線量評価コード開発の現状"，保健物理 28, 63-76(1993).
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7. 斎藤公明，木名瀬栄，鈴木敏和，仲野高志，佐藤裕一，石榑信人，岩井敏；"ファントムの開発及び利用に関する専門研究会に関する報告(II) "，保健物理 42(1)，38-52(2007)．
8. ICRP 新消化管モデル専門研究会；"ICRP 新消化管モデル専門研究会報告書（1）～ Publ.100 の解説 ～"，日本保健物理学会専門研究会報告書シリーズ
Vol.6 No.2（2008）．
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10.O. Kurihara, S. Hato, K. Kanai, C. Takada, K. Takasaki, K. Ito, H. Ikeda,
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44(10), 1337–1346 (2007).
11.波戸真治，寺門正人，富田賢一，本間俊充；"内部被ばく線量係数計算シス
テム DSYS-GUI のユーザーズマニュアル"，JAEA-Data/Code 2008-031（2008），
日本原子力研究開発機構，東海村．
12.木村仁宣，木名瀬栄，波戸真治；"慢性摂取による内部被ばく線量評価コードの開発"，JAEA-Data/Code 2012-027（2012），日本原子力研究開発機構，
東海村．
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144

14.真辺健太郎，遠藤章；"ICRP2007 年勧告の組織加重係数等に基づく内部被ば
く線量係数，濃度限度等の試算（受託研究）"，JAEA-Data/Code 2010-020(2010)，日本原子力研究開発機構，東海村．
15.放射線審議会基本部会；"国際放射線防護委員会（ICRP）2007 年勧告（Pub．
103）の国内制度等への取入れについて－第二次中間報告－"，原子力規制庁
ホームページ，Available at:
http://www.nsr.go.jp/archive/mext/b_menu/shingi/housha/toushin/1302
851.htm，閲覧 2015 年 05 月 12 日．

145

3.2.3 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価
3.1.3 項で述べたように，IAEA が 2012 年に出版した「放射性物質安全輸送規則（SSR-6）」1），2014 年に出版した BSS「放射線防護と放射線源の安全：国際基本安全基準（GSR Part 3）」2）等の主要な安全要件文書には，2006 年以前に算出された核種ごとの防護上の制限値が収められている。他方，ICRP では 2007 年以降，放射線防護上の主要な勧告文書の改訂出版を続けており，前記の制限値に影響を与える可能性が，IAEA の輸送安全基準委員会（TRANSSC）において指摘されている 3）。
(1)輸送物放射能収納限度及び規制免除レベルの評価
英国の HPA では「A1 及び A2 値並びに規制免除値を計算する方法の再評価（HPA-CRCE-027）」4）において，現行値の再現計算における課題を指摘している（3.1.1 項参照）。その内容については国内でも概ね同様の評価結果を得ている
5）。ここでは国内での評価過程で得られた知見について以下に示す。
① Q システムにおける子孫核種の取り扱い 5）
IAEA「放射性物質安全輸送規則（SSR-6）」1）の第 2 表（2005 年版以前は第 1表）「放射性核種の基礎的な数値」の脚注(1)には，「・・A1 値及び／又は A2 値は，・・
半減期が 10 日未満の子孫核種からの寄与を含む。」旨の記載がある。これは 50
日間の最長輸送期間の想定に基づく基本的な考え方が示されたものである。しかし，国内での評価結果によると 5），すべての核種についてそのように取り扱われているわけではなかった。IAEA「放射性物質安全輸送規則（TS-R-1）」の 2005年版 6）の改訂に際して第 1 表の脚注(1)には，利用上の便宜を理由に，それまでは含まれていなかった半減期が 10 日未満の子孫核種のリストが機械的に加えられた。これによって，リストに含まれていない子孫核種は A1 値や A2 値の算出に考慮されていないとの誤解を与えることとなっている。
これに加えて，子孫核種の取り扱いは時代とともに変遷している。例えば，
A1 及び A2 値を導出する過程で算出される Q システム 7）の値のうち，HPA の再現
計算 4）でも約 680 倍の乖離がみられる 232Th について，算出過程の変遷について
以下の調査がなされている 5）。なお，232Th は次のように壊変する。
232

228
Th
⇒ 228Ra ⇒ 228Ac ⇒Th ⇒(1.405E+10y)(5.75y)(6.15h)(1.9116y)

・・・

IAEA によって，1990 年に出版された「放射性物質安全輸送規則の説明文書（SS-7）」8）と 2002 年に出版された「放射性物質安全輸送規則の助言文書（TS-G-1.1(ST-2)）」9）の該当部分を比較して次に示す。なお，最新版は「放射性物質安全輸送規則の助言文書（SSG-26）」10）であるが，TS-G-1.1(ST-2)からの変更はない。

146

SS-7(1990)より抜粋（1990 年版 SS-6 に対応）

TS-G-1.1（ST-2）より抜粋（1996 年版 TS-R-1 に対応）

「QA 値又は QF 値」の欄（ここで，QA はγ線，QF 値はα線放射核種の値）を比較すると，1990 年版の SS-6 に対応した SS-7 では QF（α線）が採用されているのに対して，1996 年版 TS-R-1 に対応した TS-G-1.1 では QA（γ線）が採用されている。この変更理由に係る説明は見出されていないが，一般に流通している
232
Th（α核種）には 238Ac（γ核種）が含まれ，かつ IAEA 放射性物質安全規則は実用規則であることから，実際の運用に配慮して取り扱いを変更した可能性がある。232Th については子孫核種を考慮することで，現行の「QA 値又は QF 値」欄の数値を再現することが可能である。
このように，SSR-61）の第 2 表「放射性核種の基礎的な数値」の脚注(1)のリス
トには，考慮された子孫核種であっても含められていない場合があることから，
今後の改定では子孫核種の追記等の検討が必要である。
②Q システムにおける自発核分裂核種の中性子の取り扱い 5）
TS-R-1 の 2005 年版 6）の改訂では，ICRP において Publ.51(1987)11）の線量換
算係数が Publ.74(1996)12）で見直されたことを受け，252Cf について QA の値がPubl.74 の ROT 照射条件で見直されたものの，254Cf 及び 248Cm では見直されていないことがわかった。
ICRP からは，その後 Publ.116(2010)13）が出版されており，また Q システムではγ線の QA 値は ISO 照射条件で求めることになっているため，その条件で試算をしてみた。その結果を，TS-R-1 の 2005 年版に対応している「放射性物質安全輸送規則の助言文書（TS-G-1.1(Rev. 1)）」14）に掲載された値と比較して下記に示す。
（注）
現行 QA 値〔TBq〕
試算 QA 値〔TBq〕
252
Cf
1.3×10-1（ROT）
1.5×10-1（ISO）
254
Cf
1.4×10-3（AP×2）
4.7×10-3（ISO）
248
Cm
1.8×10-2（AP×2）
7.0×10-2（ISO）（注）現行 QA 値は TS-G-1.1（Rev.1）付録Ⅰの表Ⅰ.2 の値。

147

③Q システムにおける照射条件の取り扱い 5）
前述のように，現在γ線の QA 値は ISO 照射条件で求めることとなっている。
しかし中性子の場合はそのようになっていない。また QA 値は輸送従事者が事故対応中に受ける外部被ばくを想定して定められることから，主に側面からの照射となり，頭上や足下から照射を受ける可能性は少なく，ROT 照射条件のほうがより実際の照射条件に近いと考えられる。
加えて，図 3.2.3-1 に示すように，中性子について ISO 照射条件と ROT 照射条件を比較した場合，ROT 照射条件のほうが，より安全側の数値が得られることとなる。
従って，今後 Publ.116 の線量換算係数で QA 値を見直すのであれば，ROT 条件を用いることが望ましい 5）。また，これは図 3.2.3-2 に示すように，γ線核種においても 30MeV 以下の範囲で同様である。
ICRP-116
1.4

1.E+02

1.2
ROT

ROT/ISO

換算係数（pSv cm2）

1.E+03ISO

ROT/ISO
1.E+01

1.E+00
1.E-091.0

0.8
1.E-07

1.E-05

1.E-03

1.E-01

1.E+01中性子のエネルギー（MeV)

図 3.2.3-1

照射ジオメトリと換算係数のエネルギー依存性（中性子）148

1.E+021.4

1.E+011.2

1.E+001.0

1.E-01ROT

ROT/ISO

換算係数（pSv cm2)

ICRP-116

0.8

ISO

ROT/ISO
1.E-02
1.E-020.6
1.E-01

1.E+00

1.E+01ガンマ線のエネルギー（MeV)

図 3.2.3-2

照射ジオメトリと換算係数のエネルギー依存性（ガンマ線）④Q システムにおける低エネルギー放射線の取り扱い 5）β線の外部被ばくについては，点線源から 1m 離れた位置での吸収線量に対する QB と，汚染の移転による皮膚被ばくに対する QD がある。これらに共通する取り扱い上の留意点として，QB については 0.3MeV～0.5MeV 付近（図 3.2.3-3），QD
については 0.05MeV～0.1MeV 付近（図 3.2.3-4）に換算係数の急激な変化があり，核種によってはスペクトルの変化領域と一致するため，計算上の誤差を生じやすい。また，単色のオージェ電子や内部転換電子の換算係数算出法にも留意が必要である。なお，図 3.2.3-3 の丸マークの実線は MCNP の結果，マークのない
実線はカナダ原子力公社（AECL）の古典的なモデル 15）を示す。

図 3.2.3-3

空気中に置かれたβ線源から 1m 位置での線量率とスペクトル149

図 3.2.3-4β線源の表面汚染における換算係数とスペクトル

次に，γ線による外部被ばく評価における QA 値の算出においても，低エネル
ギーγ線の寄与が大きい 73As，109Cd，60Fe，71Ge，125I，129I，81Kr，137La，202Pb，205Pb，103m
Rh，119mSn，121mSn，157Tb，125mTe，238U/F，U-dep 等については，0.05MeV 以下の取り扱いによって 10%以上の相違を生ずるため，換算係数や空気中の透過計算において，一般の遮蔽計算や被ばく評価とは異なる精緻化の対応が必要である。
73
As と 71Ge の例を下の図 3.2.3-5 に示す。

1.E+02

ガンマ線スペクトル（As-73、Ge-71）
As-73
Ge-71

1.E+01（ ）1.E+00
放出率 1.E-01％

1.E-02

1.E-03

1.E-04
1.E-04

1.E-03
1.E-02ガンマ線エネルギー（MeV)

図 3.2.3-5

低エネルギーγ線源の例
150

1.E-01

⑤まとめ
以上の国内の検討で得られた主な知見を以下に要約する。
・ 数値が検討された年代や利用目的により，子孫核種の取り扱いや自発核
分裂中性子の換算係数の取り扱い等が，核種によって異なっており，これらを統一する必要がある。
・ 一般の被ばく評価では省略される低エネルギーの放射線が，数値の決定
で支配的な場合がある。そのため数値の再現には，一般の被ばく評価に比べて，より精度の高い解析条件設定が必要である。
・ 低エネルギーβ線のわずかなエネルギー変化による急激な線量の違い，
低エネルギーγ線の挙動等を忠実にモデル化する必要がある。
(2)制限値の決定シナリオに関する試検討
放射性核種ごとの防護上の制限値の検討では，目的ごとに策定された多数のシナリオについて計算を行い，最小値を与えるシナリオが決定シナリオとなる。
評価に用いるシナリオについては，下の表 3.2.3-1 に示すように制限値ごとに多数存在する。従って，新たな ICRP 勧告を基に制限値を見直すには多大な労力を要することから，シナリオを予め絞り込む手法を検討しておくことは意義がある。検討の手始めとして，輸送の規制免除での NORM での 10 倍の緩和を対象に，評価パラメータについて比較した例を紹介する。また，シナリオ数が特に多い国内でのクリアランスレベルの検討では，保守性の確認のため確率論的手法による取り組みがなされてきた。
表 3.2.3-1

制限値の算出で用いられているシナリオの数

制限値の種類

外
部
2
8
2
-

放射能
内
皮
部
膚
1
1
5
2
2
1
-

*浸
漬
1
0
1
-

外
部
4
5

A 型輸送物の収納限度
規制免除
D値
クリアランス IAEA
クリアランス 国内(埋設処
10分)
クリアランス 国内(再利19
用)＊浸漬：submersion（ガス状の同位元素に包まれた状態）

放射能濃度
内
皮
*浸
部
膚
漬
4
0
0
13
1
0
30

3

0

24

6

0

合
計
5
23
6
19
92

①輸送の規制免除で検討されたシナリオの類型比較
比較検討の対象としたシナリオは，一般の放射性物質輸送及び NORM の輸送である。2.2.1(4)②項で述べたように，2012 年版の IAEA「放射性物質安全輸送規則（SSR-6）」1）では，後者は前者に対して 10 倍の緩和がなされている。緩和の根拠となったのは，IAEA が 2007 年から 2010 年に行った共同研究の成果であり，
IAEA-TECDOC-172816）として 2013 年に IAEA から出版され，参加国から NORM 輸送

151

のシナリオが提示されている。比較に用いた，一般の放射性物質輸送のシナリ
オを表 3.2.3-2 に示す。
表 3.2.3-2一般の放射性物質輸送の規制免除検討シナリオ 5）

両者のシナリオについて，距離が近く時間が長いほど被ばく量は多くなることに着目し，線源からの距離と被ばく時間の関係を図 3.2.3-6 に比較した。これは線源の大きさの影響は考慮されていない簡易な比較ではあるが，例えば放射性物質を含む消費者製品の輸送では，小型の段ボール箱を体に密着させて運ぶことが多いのに対して，NORM の輸送ではトラックの荷台と運転者に距離があることから 10 倍の緩和が可能となったものと推察する。また，BSS2）で規制免除
値として採用された「欧州指令書における報告を要しない濃度及び量（免除値）を確立するための原則と方法（RP-65）」17）でも，線源からの距離が 1m 以下のシナリオが多い。そのため，2.2.1(2)②項で述べたように，RP-65 と一般の放射性物質輸送とで数値の差は大きくなく，1996 年版の IAEA「放射性物質安全輸送規則（ST-1）」18）以降，輸送規則の規制免除値には RP-65 の値が採用されることになったものと推察する。

152

図 3.2.3-6輸送における規制免除シナリオの存在範囲の比較②国内でのクリアランスレベルの検討
1996 年に，IAEA は「固体物質に含まれる放射性物質のクリアランスレベル（IAEA-TECDOC-855）」19）を意見照会用として出版した。これを契機に，国内でクリアランスレベルの検討が原子力安全委員会の場で行われ，一連の検討報告
書が 1999 年～2004 年にかけて発行された 20) ～ 23）。これらの報告書によると，用いたシナリオ（評価パラメータ及び評価経路）の保守性を確認するため，評価
パラメータの分布をモンテカルロ法で再現させた，確率論的手法による検討が行われたとのことである。
IAEA はその後 2004 年に，「規制除外，規制免除およびクリアランスの概念の適用（RS-G-1.7）」24）でクリアランスレベルの値を定め，2005 年にその算出方法を述べた「規制除外，規制免除及びクリアランスレベルの導出（Safety Report
Series No. 44）」25）を出版したが，2.2.1(4)②項でも述べたように，自然起源
放射性物質については一律 1Bq/g（ただし 40K だけは 10Bq/g）が採用された。
他方，国内では再処理施設からの回収ウランを取り扱った施設の廃止措置のために，人工起源の 232U 等を含めて対応する必要があったことから，原子力安全委員会の場で 232U，234U，235U，236U 及び 238U について，原子力安全委員会の一連の報告書と同様の手法で核種ごとに検討がなされ，「ウラン取扱施設におけるクリ
アランスレベルについて」26）が 2009 年に発行された。その翌年，武田らによって 27），ウラン燃料加工施設のクリアランス対象物中の子孫核種の存在が自然起源の場合とは異なること等から，234U，235U 及び 238U を対象として，IAEA の「規制除外，規制免除及びクリアランスレベルの導出（Safety Report Series No. 44）」25）に準拠したクリアランスレベルの算出が行われ，その結果は前述の原子力安全委員会における 2009 年の報告の値が裏付けられることにもなった。
③国内経験の国際的な評価の場への反映について
国内の原子力安全委員会で検討されたクリアランスレベルの値は，対象物に用途や行き先の限定をつけない無条件クリアランスレベルとなるため，原子力

153

安全委員会の検討では算出結果の妥当性の確認が確率論的手法で行われており，
その内容は一連の報告書等に記載されている。
今後，ICRP の 2007 年以降の新しい知見で制限値を見直すには，①で述べたシナリオの類型化や②で述べた確率論的手法等によって，予めシナリオを絞り込
むことが必要と考えられることから，過去の国内での検討経験は，国際的な検討の場での貢献に役立つものと期待される。
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154

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21.原子力安全委員会；"重水炉，高速炉等におけるクリアランスレベルについて 平成 13 年 7 月 16 日"．
22.原子力安全委員会；"核燃料使用施設（照射済燃料及び材料を取り扱う施設）
におけるクリアランスレベルについて 平成 15 年 4 月 24 日"．
23.原子力安全委員会；"原子炉施設及び核燃料使用施設の解体等に伴って発生するもののうち放射性物質として取り扱う必要のないものの放射能濃度について 平成 16 年 12 月 16 日（平成 17 年 3 月 17 日一部訂正及び修正）"．
24.IAEA; "Application of the Concepts of Exclusion, Exemption and
Clearance", Safety Standard Series No. RS-G-1.7 (2004), IAEA, Vienna.
（日本語翻訳版；"規制除外，規制免除およびクリアランスの概念の適用"，（2012），公益財団法人原子力安全研究協会．）
25.IAEA; "Derivation of Activity Concentration Values for Exclusion,
Exemption and Clearance", Safety Report Series No. 44 (2005), IAEA,
Vienna.
26.原子力安全委員会；"ウラン取扱施設におけるクリアランスレベルについて
平成 21 年 10 月 5 日"，(2009)．
27.武田聖司，木村英雄；"IAEA SRS No.44 の評価手法に準拠した U-234，U-235
及び U-238 のクリアランスレベルの解析"，保健物理 45(4)，342-356 (2010)．

155

第4章

今後の国際基準策定の議論に参加するための検討

4.1 準備対象の検討
我が国においては，放射線障害の防止に関する技術的基準を法令に定めようとするときには，それらの基準について放射線審議会に諮問する必要がある。
過去に，国際海上危険物規程（IMDG コード）等，条約で義務化された規則で放射線に関する基準値が設けられ又は改訂された際には，確認計算を行わずに諮問される場合もあった。しかし，一般的には国際機関等で定められた基準値を国内に取り入れる際には国内で確認計算を行い，その結果を示した上で放射線審議会に諮問されている。
今後，IAEA の専門家会合や技術会合で，以下に示す放射性核種ごとの防護上の数値の見直しが本格的に検討されることが予想されるが，国内法令への適切かつ合理的な規則取り入れのためには，事前に国内でも検討を行い，計算結果の検証及び規制上の妥当性等も審議した上で，国際会議の議論に参加し国内で検討した値が取り入れられるよう働きかけることが望ましい。
放射性核種ごとの防護上の制限値については，2007 年以降の ICRP 勧告見直しに伴う再検証が予定又は検討されているため，国内での準備対象について以下に考察する。
(1)A1 値及び A2 値
A1 値及び A2 値については，3.1.1 項で述べたように現行の値について再現上の課題のあることが報告されている。IAEA の TRANSSC では 2007 年以降の ICRP 出
版物で現行値を見直すことが計画されており，特に A1 値及び A2 値は，国際輸送において IAEA の「放射性物質安全輸送規則」に掲載された数値が義務化されることから加盟国の関心も高く，他の分野に先駆けて検討が進められるものと思われる。現在は，一部の国において先導的に検討がなされている状況であるが，今後は輸送規則改定のための具体的な作業が開始されることが予想されるため，
IAEA での検討の場に国内での検討結果も踏まえて参画し，貢献を果たすことが望まれる。
(2)規制免除レベル
規制免除レベルは IAEA の「放射線防護と放射線源の安全：国際基本安全基準
BSS」に取り入れられており，IAEA の「放射性物質安全輸送規則」でもその値を取り入れていることから，A1 値及び A2 値に続いて見直される可能性が高い。放射線障害防止法等に規制免除レベルを取り入れる際には，国内で再現計算が行われ，概ね 1 桁の範囲で一致することが放射線審議会の審議の場で報告されている。IAEA で規制免除レベルについて見直される場合には，日本からも参画して貢献をすることが望まれる。
(3)クリアランスレベル
クリアランスレベルについて，日本では旧原子力安全委員会等で詳細かつ広範囲の検討を行った経験がある。今後，シナリオ等については国際的な検討を深める必要があると考えられることから，規制免除レベルが見直される場合に156

は，それとの関係が深いクリアランスレベルもセットで見直すことを提案するなど，早い段階から関与していくことが望まれる。
(4)D 値
当初 D 値は，放射線源が有する危険度に応じて管理レベルを定めるための指標として，限定された核種について算出された。その後「国際原子力・放射線
事象評価尺度 INES」における輸送事象の評価に用いられることになったことから，追加すべき輸送対象核種に対して短期間に算出された経緯がある。また D
値は，放射線による確定的影響を基に算出されるため，放射線が関与する事故や核セキュリティの分野に適用範囲が広がっている。しかし，当該数値の算出
は，比較的短期間に少人数で行われた経緯から，国際的な評価が十分になされているとは言えない。従って，2007 年以降の ICRP 出版物で数値を見直す際に，国際的な体制で評価を行うことは意義がある。D 値は国内の放射線源登録制度にも取り入れられており，国際的な場で見直し検討が行われる場合には，日本からも参画して貢献を果たすことが望まれる。なお，2015 年から，IAEA の安全基準委員会 CSS の傘下に，NUSSC，RASSC，WASSC，TRANSSC に加えて緊急時対応文書の策定を議論するための EPReSC（Emergency Preparedness and ResponseStandard Committee）が新設され，2015 年 12 月 1 日～3 日に初会合が開催されることとなった。
4.2 具体的な準備計画
国際的な場で国内検討結果を適切に反映させるためには，事前の十分な準備を行うことが重要であり，また長期間の取り組みになることから，戦略的に進めていく必要がある。
(1)情報を共有し維持管理する仕組みづくり
放射線分野は国際的かつ学際的な面があり，多様な分野の専門家が関与することになること，また世代を超えた取り組みとなること等から，国内外の動向を含め情報の共有化が特に必要であり，関係者が必要な情報を適時に入手できるようにするため，集中的に情報を管理するためのプラットフォームを構築しておく必要がある。
アーカイブ情報については，例えば 1997 年 6 月から 2000 年 2 月にかけて，
32 回にわたって開催された原子力安全委員会の放射性廃棄物安全基準専門部会
クリアランスレベル検討ワーキンググループの，会議資料や議事概要の所在がすべて確認できない状態であり，貴重な情報が散逸する前に当時の出席者等から資料を収集し，プラットフォームに集約するなどの対策が必要である。
(2)評価に必要なツールを整備し維持管理する仕組みづくり
例えば，内部被ばく評価について米国には DCAL，欧州には IMBA があり，最新の内部被ばく評価モデルで整備されているが，ソースプログラムは公開されていない。日本でも 3.2.2 項で述べられたように，過去多数の内部被ばく評価に必要なツールが繰り返し作成されているが，現在最新のモデルで評価可能な，日本を代表するといえるものはない。

157

放射線防護の評価に必要となるツールを，常に最新の評価モデルを反映して整備し，維持管理するための組織的な取り組みが必要である。また，それら計算コードを国際基準の検討に活用するためには，当該コードを公開し，学会等の第三者機関において検証することが重要である。
(3)人材を育成し常に最新の知見を学習する仕組みづくり
放射線分野の底辺を拡大し，多様性のある若手専門家を育成し，世界の最新の知見を学習するため，勉強会等を行う場を提供することが必要である。
4.3 本学会の取り組み方針案
本学会には，前 4.2 節の(1)項，(2)項，及び(3)項の仕組みづくりに関与されることが期待される。
特に前 4.2 節(1)項の前半部分で，国際情報の共有化に関しては，国内での検討した結果を国際的な検討の場に反映するためには，海外の動向を事前に関係者が共有して検討することが重要であり，「国際対応委員会」への期待が大きい。
それに加えて，「国際対応委員会」には，海外の学協会等とのチャンネルを活用し，国内の専門家の意見を IAEA の場に反映する方策の構築が期待される。また，
IAEA の専門家会合等に国内の専門家を多数参加可能とするため，当該会合を日本に招致するなどの方策を実現することが望まれる。
更に前 4.2 節(2)項に関しては，国内で標準的な評価手法を確立しておくこと
が国際的な場での主張の裏付けとして重要である。特に，「放射線防護標準化委員会」には，例えば内部被ばくの標準評価手法や，数値の評価に用いる標準シ
ナリオ（評価パラメータ及び評価経路）等を確立するため，小異を尊重しつつ専門家集団としての代表意見を集約する役割が期待される。
加えて，前 4.2 節(3)項の人材育成に関して「企画委員会」には，放射線分野の学際的側面を活用し，異分野の若手研究者が分野横断的な議論を行う場を提供するなど，次世代のリーダーを育成しネットワークを形成していくことが期
待される。

158

第5章

結言

放射線防護のために核種の特徴（半減期，放出される放射線の種類やエネル
ギー，内部被ばくの際の体内動態，等）に応じて設定される防護上の制限値は，
国際放射線防護委員会（ICRP）のいわゆる 2007 年勧告とそれに続く出版物に基づき，今後 IAEA を中心とした国際的な場や日本国の法令取入れの際に再評価されようとする動向がある。一方で防護上の制限値は過去から長期間にわたって
様々なデータ，シナリオ，考え方等に基づき作成されてきたが，次第にそれらの経緯が記載された文書に関する記憶・情報が時間と共に失われて，制定されてきた制限値の根拠を探ることが困難となりつつあることも事実である。
このような背景から，現時点で過去に行われた様々な情報等を整理・集約し，そして国際的な場での再評価に対して先導的に意見具申やデータを提供できる
ように役立て，国際貢献に資する議論が可能となるように課題項目を準備・整理することを目的として本専門研究会をスタートした。
1 年目は議論を深めるために各委員の専門的な知見を紹介するとともに，国内外の防護上の制限値に係る経緯や最新の動向についての情報の把握を行った。2年目には最新の動向を把握しつつ，得られた経緯や知見を日本保健物理学会員
等が今後に活用できるよう報告書にまとめるための議論を行った。
本報告書の第 2 章第 1 節では防護上の制限値の基となる ICRP の線量評価体系の変遷を，①標準人データ・ファントム，②外部被ばくに関する換算係数，③代謝モデル，④核種放出放射線データ，⑤線量係数，⑥個人モニタリングの各項目について調査するとともに，内部被ばくに関する ICRP のドラフトの概要や今後の動向について収集した情報をまとめた。
第 2 章第 2 節では IAEA 等で報告されている様々な防護上の制限値の策定経緯
を，(1)A 型輸送物の放射能収納限度，(2)規制免除レベル，(3)クリアランスレ
ベル，(4)自然起源放射性核種及び表面汚染に係る制限値の取り扱い，(5)危険量 D 値の各項目について調査しまとめた。また，国内規則で適用された防護上の制限値の策定経緯を，放射線安全，廃棄物安全，輸送安全の対象に対して計画被ばく状況，緊急時被ばく状況，現存被ばく状況の状況別に抽出してまとめるとともに，国際基準と異なる国内基準が適用されている制限値の課題について提示した。
第 2 章第 3 節では IAEA 等で報告されている防護上の制限値について，①基本的概念，②想定シナリオ，③参照線量，④計算式，⑤制限値の導出，等の各項目について詳細な算出方法を調査してまとめるとともに，数値導出に当たる課
題について提示した。
第 3 章第 1 節では輸送安全分野で用いられている A１値，A2 値及び規制免除値に関して，その策定経緯と国内法令取入れに関する経緯を調査してまとめた。
また，A1/A2 値にかかる課題や ICRP 新勧告に基づく再評価に関する IAEA 等の動向についても調査し，収集した情報をまとめるとともに今後の見通しと課題について提示した。
第 3 章第 2 節では外部被ばく評価，内部被ばく評価，防護上の制限値評価の各項目に対して国内で検討・議論された活動とそこで扱われた主な課題の情報
159

を収集してまとめた。外部被ばく評価については線量概念の整理等，内部被ば
く評価では線量評価のための計算コードの開発の変遷等，制限値評価では，A1/A2
値等の制限値の再評価の過程で明らかとなった様々な課題や，想定シナリオの多さに対するシナリオの絞り込みの検討状況をまとめた。
第 4 章では防護上の制限値の国際的な再評価に対して先導的に貢献できるよ
うに専門研究会からの提言をまとめた。多様な分野の専門家の関与や世代を超える長期的取り組みに対して必要な情報を適時入手が可能な情報の集約・共有・維持管理，国産の公開された計算コードの検証・提供，長期的取り組みに対応する人材育成，等の提言をまとめた。
今後，防護上の制限値を再評価又は新規に検討する際には，保健物理学的に共通する課題が議論されることも予想される。本報告書にまとめた情報が，日本
保健物理学会員だけでなく防護上の制限値に関連する多くの方々に活用していただけることを期待する。

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