放射能および放射線をどのように測定するか？

平
1は じ め に

2

井

昭

司

核分裂生成物の発生

2011 年 3 月 11 日の M 9.0 の東日本大震災とそれに発電用原子炉の燃料は，主に 235U が 3～5 ％の濃縮ウ

伴う大津波により発生した福島第一原子力発電所（東京ランを使用しているが，熱中性子（おおよそ 0.5 eV 以電力）の事故は，放射性物質の環境中への放出あるいは下のエネルギーでマックスウエル・ボルツマン分布則に流出を起こし，われわれの居住への被害や食生活などに従った運動エネルギーをもつ。室温（300 K）での熱中

異常なほどの不安を招いている。その一方，放射性物質

性子のエネルギーは 0.025 eV ，その速度は 2200 m･s－1に関連する数値，放射線量率の nSv / h （マイクロシーになる。）が 235U と核反応を起こすと，中性子は 235U

ベルト/時）や放射能強度の Bq（ベクレル）の単位によに捕獲され複合核を形成し，その後二つの原子核に分裂

り，原子炉事故の状態や環境に流出した放射性物質からするとともに 2 ～ 3 個の中性子や g 線を同時に放出すの人体や食物・飲料水などへの影響が，連日，発表・報る 。 分 裂 し た 二 つ の 原 子 核 は 核 分 裂 片 （ fission frag-

道されている。しかし，放射能あるいは放射線の測定方

ment）あるいは核分裂生成物（fission product）と呼ば法について，一般の人はもちろんのこと多くの化学を専れ，図 1 1)に示すように質量数が約 90 ～ 95 にピークを門とする者にとってもなじみの薄いことであった。

もつ軽い原子核の分布と，質量数が約 135～140 にピー

本稿では，どのように放射線を測定して放射線量率をクをもつ重い原子核の分布が生じる。図の縦軸は 1 回算出するか，あるいはどのように放射性物質を測定しての核分裂における核分裂片あるいは核分裂生成物の生成

放射能強度を算出するかの概略および測定における注意の確率｛核分裂収率（％）｝である。 1 回の核分裂で 2点を解説する。ここで，放射能と放射能強度と語句を使個の核分裂片が生じるので，全体では 200 ％ になってい分けているが，本来の放射能の定義は，「エネルギー

いる。また，1 回の核分裂で生じるエネルギーは約 200の高い状態にある原子核が，エネルギーを放出してよりMeV（1 MeV＝1.602×10－13 J）となり，このエネルギー

安定な状態になる現象あるいは性質」のことで，別の言は核分裂片および発生した中性子や g 線等の運動エネル

い方をすると「原子核がエネルギーを外部に放出しながら壊変し，別の原子核（核種）となる現象あるいは性質」のことである。この原子核が壊変する割合または速度を
放射能強度（壊変率）といい，この強度を省略して放射能ということもある。このように放射能は，現象や性質
あるいは壊変速度を示す用語として使われてきたが，最近では放射性物質までを表すように間違って使われることも多い。本稿では，放射能強度を表す用語として放射能の用語を使用する。なお，原子核が壊変する現象は，確率的な事象であり，その放射能（強度）は放射性核種に固有な値（壊変定数）となる。また，先に示した単位
Bq は， 1 秒間に原子核が壊変する速度を示し，そこに存在する原子の数に比例する。すなわち，放射能（強度）A は，A＝－dN/dt＝lN となる。ここで，l：壊変定数（＝0.693/T, T：半減期），N：原子数となる。この原子の数は，N ＝N0 exp（－lt ）のように時間 t の変化と共に指数的に変化する。半減期は，原子の数 N が 1/ 2 になるまでの時間であり，放射能（強度）が 1 / 2 になるまでの時間と同じである。なお， t ＝ 0 のときの原子の数が N0 である。
ぶんせき 
 

図1

熱中性子による 235U の核分裂収率315

ギーに分配され，熱エネルギーとして発生する。なお，

素の順になっている。安定核種あるいは長寿命核種の一核分裂片と核分裂生成物の違いは，運動エネルギーを

次分裂生成物は原子炉内で中性子を吸収し，新たな放射持った状態では核分裂片と呼び，静止した状態では核分性核種，高次分裂生成物を生成する。高次分裂生成物の裂生成物と呼ぶ。

生成確率は，安定な一次分裂生成物の熱中性子吸収断面核分裂生成物の多くは中性子過剰な原子核であるので，

b－ 壊変を繰り返し，安定な核種に移行する。例えば，
91Kr は次々と b－ 壊変を繰り返して数種の同重体を経て，最後に安定な 91Zr になる。すなわち，積の大きさに比例するので，核分裂生成物の放射能の評価を行うときには考慮すべき事項である。
一般に多くの一次分裂生成物の多くは短寿命核種が多いので，冷却時間を置くことにより安定核種あるいは長寿命核種となり，これらの放射能はほとんど無視できる91Kr（8.6 s) → 91Rb（58 s) →91Sr（9.5 h) → 91Y（58.5 d) → 91Zr（安定）が，表 1 2)に示すような数日以上の寿命をもつ核分裂生
成物の放射能が強く現れ，これらの核種の測定と放射能のような b－ 壊変系列を形成する。核分裂直後に生成す評価が重要となってくる。なお，放射平衡が成り立ってる核分裂生成物は，一次分裂生成物と呼ばれ，壊変系列いるときの娘核種の半減期は，親核種の半減期と等しくを通じ壊変し，多くの安定な核種あるいは数年以上の長なっているので，放射能の減衰についても注意を要する。

寿命核種を生成することとなる。一次分裂生成物の化学組成としては，希土類元素，希ガス（Kr, Xe), Zr, Mo,
Cs, Ru, Sr, Te, Ba，ハロゲン元素（I, Br），その他の元

3核燃料から超ウラン元素の生成

ウラン燃料の同位体組成は，約 5 ％ が 235U であり，残りの約 95 ％ が 238U である。235 U は，前述したよう

表1235U 核分裂

核分裂
生成物 収率（％)[

235U 核分裂び 238U は中性子を吸収し，新たな核種になるとともに，

半減期

核分裂
生成物 収率（％)
129mTe1.0

33.6 d8.04 dは核分裂を起こし，斜めの太い矢印でも示している。核半減期

a 壊変， b－ 壊変などを繰り返し，超ウラン元素を生成する。その一例を図 2 3)に示す。図中の□で囲った核種

85Kr

1.5

10.76 y89Sr

4.8

50.5 d131I

2.9

28.5 y

132Te

4.3

78 h

種の下あるいは上に記した時間は半減期で，その核種は64.1 h133Xe

6.5

5.29 da 壊変を起こす。破線の矢印は b－ 壊変を表し，その半

90Sr
90Y
91Y

[
[
[
[

に熱中性子により核分裂を起こすが，また，235 U およ

半減期が数日以上の主な核分裂生成物

95Zr
95Nb
99Mo
99mTc
103Ru
103mRh106Ru
106Rh
127mTe

5.8

[

5.8
6.3
6.1
2.9
0.38
0.25

58.5 d

[
[
[
[

640 d
35.15 d66.0 h

[
[

137Cs
137Ba
140Ba
140La

316

6.4

141Ce

5.7

39.35 d

143Pr

6.2

56.1 m

144Ce

6.0 h

368 d
30 s
109 d

[
[

144Pr
147Nd
147Pm

[ 組み合わせの核種は放射平衡を表す。

図2

5.9

6.0
2.6

[
[

30.1 y2.55 m
12.79 dいる。さらに，矢印の上に記されている（n, g）あるい

40.2 hは（ n, 2n ）は中性子捕獲反応の種類を示している。

32.51 d235U あるいは 238U が中性子を捕獲した核種が短寿命の13.57 d[[減期も記している。また， IT は核異性体転移を表して

284.8 db－ 壊変を起こすと原子番号の大きい超ウラン元素が次17.3 m々と生成してくる。その核種の中には，235 U と同様に

10.98 d

核分裂を起こす核分裂性物質が生成する。それゆえ，運2.62 y

転中の核燃料および使用済み核燃料の中には，核分裂生成物と燃料のウランを含めてこれら超ウラン元素が含有

ウラン核燃料中の主なる核反応［ ：（n, f）反応， ：b－ 壊変，：（n, g）反応］
ぶんせき  

されている。ウラン及び超ウラン元素はすべて放射性核法シリーズ No. 1～ No. 34」および「技術参考資料 No.

種であるが，その壊変形式の大部分は，比較的半減期が1」の一覧を示すが，本マニュアルは日本分析センター

長い a 壊変を起こす。なお，地球の年齢（4.6× 109 y）のホームページ（http：//www.jcac.or.jp/series.html，と半減期を考えると，天然にはウラン及びトリウム以降

2011.4）から無料でダウンロードすることができる。分

の超ウラン元素の放射性核種が存在しないことになる

析対象試料としては，特定する放射性核種により試料のが，ウラン鉱床付近では，宇宙線の影響により極わずか

種類は多少異なるが，大気浮遊じん・降下物・降水・陸の 237Np, 239Np や 239Pu が存在して いる。また ， 1960

水・土壌・河底土・湖底土・排水・穀類・野菜類・茶・年代の核実験の影響で極わずかながら環境中にも 239Pu

牛乳・牧草・淡水産物・日常食・指標生物・海水・海底が存在している。

土・海産物のように細分化された試料や，大気浮遊じ

4ん・水試料（海水，陸水）・土試料（土壌，海底土）・生放射性核種の同定

物試料（海産生物，海産物）のように大別した試料の分

核分裂生成物の多くは， b－ 壊変を繰り返しながら安析・測定方法が準備されている。なお，本マニュアルの定核種に壊変する。そのとき，大部分の核種は， b－ 線

うち 1960 年代から 1970 年代に制定されたものについと g 線を同時に放出するが，中には b－ 線しか放出しなては，放射能の単位が旧単位の Ci （キュリー）（ 1Ci ＝い核種も存在する。表 1 の中で 89Sr, 90Sr, 90Y, 143Pr の3.7×1010 Bq）で記載されているものもある。

4 核種は b－ 線しか放出しない核種である。 g 線のエネ

ルギーは，放射性核種固有の値をもつことから g 線エネ

以下，具体的な分析・測定法はマニュアルに委ねるので，分析・測定のポイントとなるところを解説する。

ルギーを測定することで放射性核種の種類を同定することができる。例えば，131 I （半減期； 8.04 d ）は，主に

5･ 1

80.2 keV （ 2.6 ％）， 284 keV （ 6.1 ％）， 364 keV （ 81.7

事故を起こした原子力発電所から出てくる放射性核種％）， 637 keV （ 7.2 ％）， 723 keV （ 1.8 ％）の g 線を放の大部分は，g 線を放出する核種である。これらの放射出する。g 線エネルギーのあとの（）内はそれらの相能を測定するためには， Ge 検出器とマルチチャンネル

対的放出割合を示す。それゆえ， Ge 検出器とマルチ波高分析器とを組み合わせた g 線測定システムが用いらチャンネル波高分析器とを組み合わせた g 線測定システれる。一般に Ge 検出器は鉛および/または鉄からなる

ムで 131I を含有する試料を測定し，これらの g 線エネル

遮蔽体の中に設置され，環境中にある放射線量率を低減

ギーに関係する g 線ピークを検出することにより 131I のして試料中の放射能を測定する。この環境中の放射性核同定が行われる。

種として 238U, 235U および 232Th を親核種とするウランg 線スペクトロメトリー

一方， b－ 線のエネルギーはある最大値から 0 までの

系列，アクチニウム系列およびトリウム系列に属する娘連続の値をとることから b 線測定だけからは放射性核核種からの g 線や，40 K を代表とするような壊変系列を種の種類を同定できない。そのため，試料の前処理操作

作らない天然の放射性核種からの g 線の影響を考慮しなとして放射化学的にある特定の化学種だけを分離して放ければならない。また，収集した g 線スペクトルにおい射能測定を行わなければならないことになる。

て，線状の g 線ピークの位置が放射性核種を特定するた

核燃料に関係するウラン及び超ウラン元素の大部分はめの g 線エネルギーに相当するが，この g 線ピークより

a 線を放出する。a 線のエネルギーは放射性核種固有の低エネルギー側に必ず連続スペクトルをなすコンプトン

値をもつが，多くの放射性核種では類似したエネルギー帯が形成される。複数の放射性核種が存在すると，コンを放出しているので，特定が困難なことも多いことと，プトン帯の上に重なり g 線ピークが出現する。それゆa 線は空気中でもエネルギーを損失して検出することがえ，注目する正味の g 線ピークの面積（カウント）は，

できなくなることで，マトリックスから特定核種を放射注目する全 g 線ピークの面積から天然の放射性核種によ

化学的に分離し，放射能測定を行わなければならない。

るバックグラウンドとコンプトン帯によるバックグラウ

5

放射能測定

ンドを差し引いた値（カウント）となり，この値を測定
時間（秒）で除した計数率 cps （カウント/秒）で算出

核分裂生成物および核燃料から誘導される放射性核種する。この計数率から放射能 Bq に換算するためには，

並びに原子力発電所から放出される可能性のある放射性あらかじめ放射能が既知の複数の標準線源を利用して，核種が環境中に排出されたときの放射性核種の放射能測

g 線エネルギーと波高分析のチャンネル数の関係（エネ

定法について，文部科学省科学技術・学術政策局原子力

ルギー校正）および g 線エネルギーごとの計数効率を求

安全課防災環境対策室から「放射能測定法シリーズ No.

め，測定した計数率と計数効率から放射能を算出するこ

1 ～ No. 34 」および「技術参考資料 No. 1 」が，基準ととができる。特に，注目する放射性核種の標準線源があ

財 日本分なる分析・測定方法の詳細なマニュアルとしてれば，その標準線源の g 線ピークとの比から放射能を求析センターより発行されている。表 2 に「放射能測定

財
めることができる。標準線源は所定の手続きのもと，

ぶんせき 

 

317

表2
No.

書

名

制定（改訂)

No.

1

全ベータ放射能測定法

18

熱ルミネセンス線量計を用いた 平成 2 年 2 月
環境 g 線量測定法
（1 訂）

2

放射性ストロンチウム分析法

昭和 51 年 9 月（2 訂）
平成 15 年 7 月
（4 訂）

19

ラジウム分析法

平成 2 年 2 月

20

空間 g 線スペクトル測定法

平成 2 年 2 月

21

アメリシウム分析法

3

放射能測定法
シリーズ

放射性セシウム分析法

昭和 51 年 9 月
（1 訂）

22

4

放射性ヨウ素分析法

5

放射性コバルト分析法

6

NaI ( Tl ）シンチレーションス 昭和 49 年 1 月
ペクトロメータ機器分析法

7

ゲルマニウム半導体検出器によ 平成 4 年 8 月
るガンマ線スペクトロメトリー （3 訂）8放射性ジルコニウム分析法

9

トリチウム分析法

10

放射性ルテニウム分析法

11

放射性セリウム分析法

12

プルトニウム分析法

平成 8 年 3 月（2 訂）
平成 2 年 2 月（1 訂）

昭和 51 年 9 月
平成 14 年 7 月（2 訂）
平成 8 年 3 月（1 訂）
昭和 52 年 10 月

13

平成 2 年 11 月
（1 訂）
ゲルマニウム半導体検出器等を 昭和 57 年 7 月
用いる機器分析のための試料の
前処理法

14

ウラン分析法

15

技術参考資料

文部科学省が発行している放射能測定マニュアル

平成 14 年 7 月（2 訂）
緊急時における放射性ヨウ素測 平成 14 年 7 月
定法
（1 訂）

16

環境試料採取法

17

連続モニタによる環境 g 線測定 平成 8 年 3 月
法
（1 訂）

1

昭和 58 年 12 月

書

名制定（改訂)

平成 2 年 11月
プルトニウム・アメリシウム逐 平成 2 年 11 月
次分析法

23

液体シンチレーションカウンタ 平成 8 年 3 月
による放射性核種分析法
（1 訂）

24

緊急時におけるガンマ線スペク 平成 4 年 8 月
トロメトリーのための試料前処
理法

25

放射性炭素分析法

26
27

平成 5 年 9 月
ヨウ素129 分析法
平成 8 年 3 月
蛍光ガラス線量計を用いた環境 平成 14 年 7 月
g 線量測定法

28

環境試料中プルトニウム迅速分 平成 14 年 7 月
析法29

緊急時におけるガンマ線スペク 平成 16 年 2 月
トル解析法

30

環境試料中アメリシウム241 ， 平成 16 年 2 月
キュリウム迅速分析法

31

環境試料中全アルファ放射能迅 平成 16 年 2 月
速分析法

32

環境試料中ヨウ素129 迅速分 平成 16 年 2 月
析法33

ゲルマニウム半導体検出器を用 平成 20 年 3 月
いた in situ 測定法

34

環境試料中ネプツニウム237 平成 20 年 3 月
迅速分析法

大気中放射性物質のモニタリン
平成 15 年 7 月
グに関する技術参考資料

日本アイソトープ協会（ http: // www.jrias.or.jp / index.
cfm/6,9868,110,151,html, 2011.4）から購入できる。標5･2

GM 計数装置あるいはガスフロー計数装置による b－ 線測定

準線源には点線源と体積線源が用意されているが，分析

多くの放射性核種は b－ 壊変を起こしていることか

試料が体積試料になるときには同一のジオメトリーになら，放射性核種を特定しないで，放射能の値を概略的にる体積線源を使用するのが望ましいが，体積線源を用意算出するときには GM 計数装置が使用される。本装置できない場合には点線源で測定し，計算により体積線源

は他の放射線測定装置に比較して安価であり，操作も簡に換算し，求めることも可能である。

便であるので，古くからよく使用されている。ただし，また，分析試料には 131I しか存在しないようなときに

3H や 14C からの軟 b 線の測定はできない。 b－ 線測定では， Ge 検出器の代わりに検出効率の高い NaI（ Tl ）検は試料自体でエネルギーが吸収されるため，できるだけ出器を用いて測定することができる。この場合，標準線

厚みのない状態で測定する必要があり，乾燥や灰化によ源として 131I の g 線スペクトルに模した線源（133 Ba とり試料体積を減らして測定する必要がある。試料の自己137Cs の混合）を利用することができる。いずれにして吸収の補正には，試料量を変えた KCl 試薬中に含有すも g 線スペクトロメトリーによる方法では，同時に多くる 40K （同位体比； 0.0118 ％，半減期； 1.26 × 109 y ）の放射性核種を同定し，放射能を求めることができる。

の b－ 線を測定して行うとよい。また，自己吸収の影響

さらに，あまりにも強い放射能の試料を検出器に近接さが少ない試料では日本アイソトープ協会が頒布しているせて測定すること（高計数率測定）は，計数値の数え落

標準線源（表面放出率が一定で放射能が既知の線源およとしが起こるので望ましくない。検出器から適当な距離

び放射能が既知の点線源）（45Ca,を置いて測定するのがよく，目安として波高分析に付置

60Co, 137Cs）を利用して，放射能の値を求めることがでしている不感時間率のメータの 10％ 程度以下で測定すきる。なお，放射能測定シリーズにおけるマニュアルで

ればよい。

90Sr,

204Tl,

147Pm,

は U3O8 試料の使用が記述されているが，放射性物質としての購入が困難なことから最近ではあまり使われな

318

ぶんせき  い。また， b－ 線計測において高計数率になると g 線ス

なく，揺らぎをもちながら平均的に一定の数式に従って

ペクトロメトリーのとき以上に計数値の数え落としがあ壊変するのである。確率的な壊変の事象は，正規分布をるので，あらかじめ数え落としがない測定領域を標準線もつことが知られているので，測定した計数値も正規分源で算出しておく必要がある。

布をなす。それゆえ， t 時間測定し， n カウントの計数

b－ 線を放出する核種を特定してその放射能を測定す

値を収集した場合，その標準偏差（ s ）は n となり，るには，担体を使用して共沈法あるいはイオン交換クロ計数値にはいつもこの標準偏差，いわゆる計数誤差をマトグラフィーなどの分離操作を行い，目的核種を選択伴っていることになる。長寿命核種の試料を同一条件で的に分離してからその b－ 線測定を行う。目的核種の放再び繰り返し測定しても全く同じ計数値が得られないの射能が弱いような場合には，感度の良いガスフロー計数はこの理由による。この計数誤差があることで，放射能装置を使用して測定を行えるが，高放射能の試料では計算をするときに注意しなければならないことがある。

GM 計数装置でも測定が可能である。核分裂生成物で先に示したように，正味の計数率から放射能を算出する

b－ 線しか放出しない核種は，前述したように 4 核種でとき，全計数率からバックグラウンド計数率を差し引いあり，このうち 90Sr と 90Y は壊変系列をなし，放射平ている。全計数率及びバックグラウンド計数率にもそれ衡になる核種である。また，89 Sr と 90Sr は化学的に分ぞれ計数誤差があることから，正味の計数率にも当然の離できない。このような場合には，まず， Sr と Y とのことながら計数誤差が含まれる。この計数誤差は，誤差
でん ぱ

分離を行い，89 Sr と 90Sr の全放射能と 90Y の放射能を伝播の法則により次のように導くことができる。正味の別々に測定し，その後，90Y の放射能から 90Sr の放射能計数率は，を計算で求め，89 Sr と 90Sr の全放射能から 90Sr の放射(nt/tt－nb/tb )± (nt/tt 2＋nb/tb2 )能を差し引いて 89Sr の放射能を求めることができる。
特に，90Y の半減期が 64.1 h であることから 90Sr と 90Yとなる。ここで， nt は全計数値， nb はバックグランドとが放射平衡になるまでには約 1 か月が必要となり，計数値，tt は試料計数時間，tb はバックグラウンド計測

分析結果がでるまでに多少の時間を要する。

時間である。全計数率とバックグラウンド計数率の値がほぼ同レベルであると，計数誤差が大きくなることは上

5･ 3

a 線スペクトロメトリー

a 壊変を起こす核種（a 放射体）は質量数が 140 以上の核種に存在し， a 線エネルギーは核種固有のエネル
ギーを放出する。しかし，その飛程は一般の物質で数十～数百 nm ，空気中で数 cm と非常に短い。そのため，式から予想がつくと思う。できるだけ全計数率とバックグラウンド計数率との差を大きくして測定することが望ましい。

6

放射線量あるいは放射線量率の測定

一般には真空状態で測定するとともに，マトリックス自放射線が人体を含めていろいろな物質に影響を与える

身によりエネルギーの減衰が起こるので，目的核種を選のは，放射線の種類とそのエネルギーの大きさと線量で択的に分離し，金属板に電着等を行い，均一の薄い試料ある。これらは線量強度あるいは線量で表され，その時にしてから測定を行う必要がある。目的核種の選択的分

間的変化は線量率で示されている。その影響の程度はど

離方法は b－ 線の場合と類似した化学的分離法で行う。

れだけのエネルギーがその物質に吸収されたかを示す単a 線を検出する方法でガスフロー計数装置を用いること

位（ J･kg－1 ＝ Gy，グレイ）があり，吸収線量あるいはができるが，a 線と b 線との分離は印加電圧の大きさにカーマの名称で呼ばれている。吸収線量は，電離放射線

よって弁別するが，a 核種同士の区別をすることができにより物質の単位質量に付与された平均のエネルギーをない。一般の測定では，表面障壁型の Si 検出器とマル示すものであり，カーマは，光子や中性子のような電荷

チチャンネル波高分析器が用いられるが，g 線のようにをもたない間接電離放射線によって物質の単位質量あた

エネルギー分解能が高くないので，多くの a 核種を同りから二次的に放出される電子やイオンなどの荷電粒子時に同定することができない。また，非常に弱い放射能の初期運動エネルギーの総和である。このような定義でをもつ a 核種を検出するときには，検出効率が 100 ％あるので物理的定義は吸収線量とカーマは異なるが，場に近い液体シンチレーションとマルチチャンネル波高分におかれた物質が放射線によって与えられる吸収線量の析器の組み合わせの装置により定量できる。

値はほぼ近い値となるとともに，対象とする物質によっても異なるのでその物質名を明記する必要があり，空気5･ 4

放射線測定における計数誤差

すべての放射線測定で共通する事項であり，忘れてはならない重要な事項がある。最初に述べたように原子核

カーマや組織カーマ（生体組織に対して）の語句がある。
特に，光子に対しての吸収線量は空気カーマの値が国際的に使用されている。

が壊変する現象は，確率的な事象であるということであまた，光子を放出する放射性核種（多くの b－ 線を放る。すなわち，一定の数式に従って必ず壊変するのでは出する核種が該当）には，放射能 A （ Bq ）である点線

ぶんせき  319

源から真空中で距離 L（m）のところの d より高いエネ

衝突すると電子イオン対が生成する。この電子イオン対

ルギーの光子による空気カーマ率定数 Gd（m2･J･kg－1＝からなる電荷量は放射線量とも比例し，電圧を印加する

m2･ Gy ･ Bq－1･ s－1 ）（ Gd ＝ L2Kd / A ）が便覧4) 等に示されことにより電荷量を収集することができる。印加電圧のているので，核種，放射能 A ，距離 L および空気カー

程度により，再結合領域，電離領域，比例領域，GM 領

マ率 Kd がわかっていれば，カーマ率を計算できる。な域，連続放電領域と分類され，収集電荷量もこの順で多お， X 線や g 線の光子の放射線場に対する強度を表す

くなる。このうち電離領域と GM 領域では収集電荷量

物理量として照射線量（C・kg－1，C；クーロン）（照射の大きさは異なるが，印加電圧にほとんど無関係な一定された単位量の空気から放出される電子が空気中で完全な収集電荷量（プラトー領域）になり，線量測定に使用に静止するまでに電離する正または負イオンの全電荷のされる。比例領域では一次電離以外に二次の電離が起こ絶対値）があり，SI 単位にトレーサブルに測定できる。

り，増幅的な電荷量を得ることができるので，エネル

その方法が自由空気電離箱による測定で，照射線量の原ギー測定や放射線の識別が可能である。前述したガスフ

器ともなっている。その装置を小型化し，使いやすくし

ロー計数装置はこの原理に基づいた測定器である。また装置として空洞電離箱がある。

た，広く利用されている GM 計数管は，放射線の種類

放射線量の単位には，物理量としての吸収線量，カーにより発生する電荷の量も異なるとともに，検出効率も

マ，照射線量以外に，放射線防護を目的とした等価線量

異なってくる。GM 計数管内に入射した b 線では 100％と実効線量（ J ･ kg－1 ＝ Sv ，シーベルト）とがある。吸の効率をもっているが，g 線では計数管壁からの二次電収線量の Gy も等価線量・実効線量の Sv もどちらの単子により応答し，1 ％ 以下の効率である。a 線や重荷電

位も J･kg－1 である。すなわち，等価線量は，臓器また粒子では入射窓を非常に薄くしなければならず，一般には組織の吸収線量に，該当する放射線荷重係数（ b 線・は測定対象にはしない。

g 線・X 線；1，中性子線；5～20（エネルギーに依存），

熱量計はエネルギー吸収による温度上昇を測定するのa 線；20，等）を乗じた量で，放射線場がいろいろな種で技術的に非常に困難なことが多いが，吸収線量の絶対類からのときは，吸収線量を複数のブロックに分け，そ

測定や線源強度の絶対測定に利用されることもある。フれらの等価線量を合計する総等価線量が求められる。実

リッケ線量計は吸収されたエネルギーの化学的変化に基効線量は，臓器または組織の等価線量に，臓器・組織のづいて測定するもので，吸収線量の絶対測定に利用され被ばくに由来する相対的な確率的損害を考慮した組織荷る。その原理は，硫酸第一鉄水溶液中の第一鉄イオン

重係数（生殖腺；0.20，骨髄；0.12，結腸；0.12，肺；（Fe2＋ ）が放射線により酸化し，第二鉄イオン（Fe3＋ ）0.12 ，胃； 0.12 ，甲状腺； 0.05 ，乳房； 0.05 ，皮膚；に変化する程度を分光光度計で測定するもので， 30 ～0.01，等）を乗じた値と定義され，防護量として使われ350 Gy の大線量の測定に使用される。セリウム線量計ている。また，放射線測定器（放射線モニター）からのはフリッケ線量計と同様に化学的変化に基づいて測定さ線量測定値と実効線量を関連付けるための実用量としてれ，第二セリウムイオン（ Ce4＋ ）が放射線による還元

線量当量がある。例えば，ICRU 球（人体モデルとしてにより第一セリウムイオン（ Ce3＋ ）に変化する量から

密度 1 g / cm3 の組織等価物質（酸素； 76.2 ％，炭素；求めるもので，103～105 Gy と非常に大線量の測定に使

11.1 ％，水素；10.1 ％，窒素；2.6 ％－質量組成）から用される。蛍光ガラス線量計はラジオホトルミネセンス

なる直径 30 cm の球状均質ファントムを放射線場に置（RPL）現象を利用し，熱蛍光線量計は熱ルミネセンス

いたとき，表面からある深さ（ 1 cm あるいは 70 nm ）（TL）現象を利用した測定器であり，どちらも蛍光体にの線量を線量当量といい，深さ 1 cm でのところを 1 cm

放射線による照射を受けるとそのエネルギーが蓄積され線量当量， 70 nm のところを 70 nm 線量当量と呼び，る。その状態に熱を加えるか紫外線を加えるかによって測定器の実効線量あるいは等価線量の校正のため利用さ蛍光線が放出する。その量により吸収線量を測定する。

れる。

これらは個人の被ばく線量や長期環境モニタリングに適以上のように求めようとする線量単位により，種々のしている。

測定装置を使用することができる。主要な測定装置について概説する。

6･2

放射線モニタリングのための測定

放射線防護のために，放射線，放射能あるいは個人被6･1

吸収線量の測定

ばく量などを計画的測定し，その結果を評価・判断する

吸収線量を測定するのに空洞電離箱，熱量計（カロリことを放射線モニタリングといい，大きく分けて施設・メーター），フリッケ線量計，セリウム線量計，蛍光ガ

環境モニタリングと個人モニタリングに分けられる。前

ラス線量計あるいは熱蛍光線量計などがある。空洞電離者にはサーベイメーターが，後者には個人被ばく線量計

箱が一般的で，気体中での放射線の電離作用に基づいてがある。

エネルギー吸収量を求める。放射線が気体である物質と320

サーベイメーターには，電離箱式サーベイメーター，
ぶんせき  

表3

GM 計数管式サーベイメーター， NaI ( Tl ）シンチレー

個人被ばく線量計の種類と特性

ション式サーベイメーター，比例計数管式サーベイメー
ター， ZnS （ Ag ）式シンチレーション式サーベイメー

線量計

測定放射線

測定エネルギー
測定線量範囲範囲

サーベイメーターは，主に g 線，X 線，b 線測定用に，

10 keV～10 MeV 0.01 mSv～10 Sv(g, X)(g, X)
中性子～
X, b,
5 keV 10 MeV 0.01 mSv～10 Sv
光刺激蛍光線量計 g, (熱・速)(g, X)(g, X)

比例計数管（BF3 比例計数管あるいは 3H 比例計数管）

b, 中性子 20 keV～3 MeV 1 mSv～200 mSv
熱蛍光線量計 g, X,（熱)(g, X)(g, X)

ターなどがある。電離箱式サーベイメーター，GM 計数
管式サーベイメーター， NaI ( Tl ）シンチレーション式

式サーベイメーターは中性子測定用に， ZnS （ Ag ）式
シンチレーション式サーベイメーターは a 線測定用に使用される。これらは，測定対象となる放射線の線質や蛍光ガラス線量計

g, X, bX, b, 中性子 10 keV～3 MeV 0.1 mSv～300 mSv
フィルムバッジ g, (熱・速)(g, X)(g, X)～数 MeV 0.1 mSv～60 mSv
中性子
0.025
eV
固体飛跡検出器(中性子)(g, X)(熱・速)
1 mSv～10 Sv(g, X)

線量率によって使い分ける必要がある。これらのサーベ

ポケット線量計(シリコン半導体)

g, X

20 keV～(g, X)

イメーターの中で， 1 cm 線量当量率（ nSv / h ）を計測

ポケット線量計
(電離箱)

g, X

15 keV～10 MeV 1 mSv～40 Sv(g, X)(g, X)

る。また，他のサーベイメーターは原理的に入射した放アラームメーター(シリコン半導体)

g, X

15 keV～10 MeV 1 mSv～999 mSv(g, X)(g, X)

射線量率をパルスの形で計測し， nSv / h に変換していアラームメーター(GM 管式)g, X

30 keV～10 MeV 1 mSv～999 mSv(g, X)(g, X)

できるものは原理的に電離箱式サーベイメーターであることと，サーベイメーターの種類によっては放射線のエネルギーに対する感度（レスポンス）が異なるため不確かさが多い表示ともなる。

る。サーベイメーターと同様に線量計の種類ごとに測定

１ エネルギー依存
各種サーベイメーターの特性として◯エネルギー範囲や測定線量範囲が異なってくる。また，

２ 時定数，◯
３ 校正定数の問題があり，これらの特性性，◯短期間用の線量計としてポケット線量計やアラムメーを理解しないと正確な計測ができない。エネルギー依存

ターがある。これらの特性も表 3 に示す。個人被ばく

性は JIS Z 1433 により規定され，そのエネルギー依存

線量計の着用は，法令によって規定され，男子は胸部・性の許容範囲は 137Cs の 662 keV の g 線エネルギーに対上腕部，女子は腹部・大腿部に付ける。いずれの個人被するレスポンス（相対感度）で表されている。この値がばく線量計も外部被ばく線量測定のものであり，法令に

1 に近ければ良好な特性を示すことになる。電離箱式，基づく作業者が使用するものである。なお，個人被ばく

GM 計数管式， NaI ( Tl ）シンチレーション式の順に特線量計の管理の大部分は関係する機関によってなされて性は悪くなる。そのため，特性の悪いエネルギーでは校いるので，関係する機関の規定あるいは注意事項を順守

正定数から補正しなければならない。感度としては，こして使用するのが望ましい。

の逆となり， NaI ( Tl ）シンチレーション式が最も高感度で，電離箱式が最も低感度である。

7

おわりに

サーベイメーターは計数率計であるので必ず時定数が今回の福島の原子炉事故のように環境中に多くの放射ある。時定数の時間で計測すると指針は，最終指示値の性核種を飛散させたときには，第一には，放射線量モニ

約 63 ％ しか値を示さず， 3 倍の時定数の計測時間で約タリングポストやサーベイメーターによりどれだけの放95 ％，4 倍の時定数の計測時間で 98 ％ を示すことにな

射線量率（nSv/h）が増加したかを把握する必要がある。

るので，正確な数値を得るには 4 倍の時定数以上の計

放射線量率を把握した後，第二には，どのような放射性測時間で測定する必要がある。時定数を短くして計測す

核種がどれだけの放射能濃度（Bq/kg あるいは Bq/L）

ると応答は速くなるが，計数率が低い場合には針の動きで存在しているかを知る必要がある。特に，放射能濃度が速く，指示値を読み取ることができない。逆に高計数の定量には測定対象ごとに前処理法が規定されているの率の場合には，時定数を短くして計測するほうがよい。

で，その方法に従わなくてはならないとともに，認証標

サーベイメーターの指示値は必ずしも正確な値ではな

準物質を使用する計量学的なトレサービリティの取れたいので，正確な値をとるためには校正機関で国家標準と方法で放射能測定を行わないと，得られた数値の信頼性のトレサービリティをとり，校正定数を求めておかなけが欠けることになる。

ればならない。このような処置を行うと，校正定数に基

本稿では，放射能あるいは放射線量率を求めるためのづいて指示値から正確な線量率を求めることができる。

主なる放射線測定器の原理・特性・使用上の注意等を概個人被ばく線量計には吸収線量計のところでも記述し説した。さらに詳しく学びたい場合は関係する成た蛍光ガラス線量計，熱蛍光線量計や写真の放射線によ書6)～11)を参考にされたい。

る黒化作用を利用したフィルムバッジなどがある。表3 5)にこれら線量計の種類と特性を示す。これらは個人が長期間着用し，被ばくした累積線量を知ることができ
ぶんせき 

 

文

1) 富永

献

健 ， 佐 野 博 敏 ：“ 放 射 化 学 概 論 第 2 版 ”， p. 106

321

（1999），（東京大学出版会）
．

9) 河田

燕：
“放射線計測技術”（1978），（東京大学出版会），．

2 ) 内藤奎爾：“原子炉化学上”， p. 65 （ 1978 ），（東京大学出版会）．

10 ) 西 谷 源 展 ， 山 田 勝 彦 ， 前 越，（オーム社）．
（2009）

3) 内藤奎爾：“原子炉化学下”，p. 165（1978），（東京大学出版会）．

11) 石森富太郎編：“放射線防護”，（1983），（培風館）．

平井昭司（Shoji HIRAI）

4 ) 日本アイソトープ協会編：“ 10 版アイソトープ手帳”， p.
20（2002），（日本アイソトープ協会）．
5) 西谷源展，山田勝彦，前越（2009），（オーム社）．

東京都市大学。東京工業大学大学院理工学研究科博士課程修了。工学博士。≪現在の久：“放射線計測学”，p. 180

研究テーマ≫分析の信頼性にかかわる教育と文化財鉄器の材質・産地推定の研究。

6) 花田博之編著：“放射化学”，（2004），（オーム社）．
7 ) 野 口 正 安 ：“ 実 験 と 演 習 g 線 ス ペ ク ト ロ メ ト リ ー ”，

≪主な著書≫“現場で役立つ化学分析の基礎”（監修）（オーム社）。≪趣味≫趣味の，（日刊工業新聞社）．
（1980）

8) 関口

久 ：“ 放 射 線 計 測 学 ”，

域 を 超 え た テ ニ ス 。 E mail ： shirai ＠

晃：“放射線計測概論”（1979），，（東京大学出版会）．

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応用化学科内 竹内豊英〔電話：058 293 2806，
E-mail: take-t＠gifu-u.ac.jp〕

322

７ ：〒 657 8501 神戸市灘区六甲台町 1 1 神戸大◯学大学院理学研究科化学専攻内 大堺利行〔電話：078 803 5682，E-mail: osakai＠kobe-u.ac.jp〕
８ ：〒223 8522 横浜市港北区日吉 3 14 1 慶應義◯塾大学理工学部応用化学科分析化学研究室 鈴木
孝治〔電話：045 566 1568〕
９ ：〒 577 8502 東大阪市小若江 3 4 1 近畿大学◯
薬学部薬品分析学教室内 鈴木茂生〔電話： 06 
6721 2332 内線 5550〕
10 ：〒 739 8529 東広島市鏡山 1 5 1 広島大学大◯学院国際協力研究科 田中一彦〔電話： 082 424 
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