JAEA-Data/Code2017-004
DOI:10.11484/jaea-data-code-2017-004

原子力施設等の緊急時における被ばく評価事例集
Case Studies of Radiation Dose Estimation in
Emergency Situation of Nuclear Facilities
川崎 将亜
西野 翔

中嶌 純也
野﨑 天生

菅谷 雄基

吉田 圭佑
中川 雅博

竹内 絵里奈長谷川 里絵

加藤 小織
角田 潤一

嘉成 由紀子

古谷 美紗
石井 雅人

辻 智也
森下 剣

東 大輔
Masatsugu KAWASAKI, Junya NAKAJIMA, Keisuke YOSHIDA, Saori KATO
Sho NISHINO, Teo NOZAKI, Masahiro NAKAGAWA, Junichi TSUNODA
Yuki SUGAYA, Rie HASEGAWA, Misa FURUTANI, Tomoya TSUJI
Erina TAKEUCHI, Yukiko KANARI, Masato ISHII, Ken MORISHITA
and Daisuke HIGASHI

原子力科学研究部門
原子力科学研究所
放射線管理部
Department of Radiation Protection
Nuclear Science Research InstituteSector of Nuclear Science Research

March 2017
Japan Atomic Energy Agency

日本原子力研究開発機構

本レポートは国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が不定期に発行する成果報告書です。
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なお、本レポートの全文は日本原子力研究開発機構ホームページ（http://www.jaea.go.jp）
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JAEA-Data/Code 2017-004
原子力施設等の緊急時における被ばく評価事例集

日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所

川崎

将亜、中嶌
角田

純也、吉田

潤一、菅谷

圭佑、加藤

雄基、長谷川嘉成

原子力科学研究部門
放射線管理部

小織、西野

里絵、古谷

由紀子、石井

美紗、辻

雅人、森下

(2017 年 1 月 12 日

翔、野﨑

剣、東

天生、中川

智也、竹内

雅博、

絵里奈、

大輔

受理)

原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や放射線事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、
評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評
価についての知見・技術の継承にも用いることができる。

原子力科学研究所：〒319-1195

茨城県那珂郡東海村大字白方 2-4i

JAEA-Data/Code 2017-004

Case Studies of Radiation Dose Estimation in Emergency Situation of Nuclear
Facilities

Masatsugu KAWASAKI, Junya NAKAJIMA, Keisuke YOSHIDA, Saori KATO,
Sho NISHINO, Teo NOZAKI, Masahiro NAKAGAWA, Junichi TSUNODA, Yuki SUGAYA,
Rie HASEGAWA, Misa FURUTANI, Tomoya TSUJI, Erina TAKEUCHI, Yukiko KANARI,
Masato ISHII, Ken MORISHITA and Daisuke HIGASHI

Department of Radiation Protection, Nuclear Science Research Institute,
Sector of Nuclear Science Research,
Japan Atomic Energy Agency
Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken(Received January 12, 2017)
In emergency situation of nuclear facilities, estimation of the radiation dose to public due
to discharges of radioactivities and the radiation dose to workers due to radiation accident
is required to grasp the influence range of accidents in the early stage. Therefore, we
prepare the case studies of dose assessment for public exposure dose and personal exposure
dose and contribute them to emergency procedures. This document covers assumed
accidents of nuclear facilities in Nuclear Science Research Institute and a past accident of
nuclear power plant, and it can be used for inheritance of techniques of emergency dose
assessment.

Keywords: Dose Estimation, Dose Assessment, Emergency Exposure, Assumed Accident

ii

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

目

次

1.

序論 ------------------------------------------------------------------------------------------------------------ 1

2.

概要 ------------------------------------------------------------------------------------------------------------ 1

3.

想定事故における被ばく評価事例 --------------------------------------------------------------------- 2
3.1

3.1.1

事例１

放射性希ガスの放出事故 ----------------------------------------------------------- 2

3.1.2

事例２

放射性よう素の放出事故 --------------------------------------------------------- 10

3.1.3

事例３

トリチウムの漏えい事故 --------------------------------------------------------- 22

3.2

核燃料物質使用施設の事故における個人被ばく線量評価 -------------------------------- 30

3.2.1

事例４

皮膚被ばく事故 --------------------------------------------------------------------- 30

3.2.2

事例５

濃縮ウラン吸入摂取事故 --------------------------------------------------------- 32

3.2.3

事例６

傷口汚染事故 ------------------------------------------------------------------------ 36

3.3

4.

研究用原子炉施設の事故における一般公衆の被ばく線量評価 ---------------------------- 2

過去の原子力事故による一般公衆の被ばく線量評価 -------------------------------------- 40

3.3.1

事例７

汚染環境からの外部被ばく ------------------------------------------------------ 40

3.3.2

事例８

災害廃棄物焼却処理に伴い放出される排気による被ばく --------------- 47

あとがき ---------------------------------------------------------------------------------------------------- 56

謝辞 --------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 56
参考文献 --------------------------------------------------------------------------------------------------------- 57iii

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

Contents
1. Introduction --------------------------------------------------------------------------------------------------- 1
2. Outline --------------------------------------------------------------------------------------------------------- 1
3. Examples ------------------------------------------------------------------------------------------------------ 2
3.1 Dose assessment for general public due to the radioactivity released from theresearch reactor facility ------------------------------------------------------------------------------- 2
3.1.1 Case 1. Radioactive noble gas leak accident ---------------------------------------------- 2
3.1.2 Case 2. Radioactive iodine leak accident ------------------------------------------------ 10
3.1.3 Case 3. Tritium leak accident --------------------------------------------------------------- 22
3.2 Dose assessment for worker due to the accident in the nuclear fuel facility ------ 30
3.2.1 Case 4. External exposure of skin --------------------------------------------------------- 30
3.2.2 Case 5. Internal exposure by inhalation of enriched uranium -------------------- 32
3.2.3 Case 6. Wound contamination -------------------------------------------------------------- 36
3.3 Dose assessment for general public due to the past accident of nuclear power
plant ------------------------------------------------------------------------------------------------------ 40
3.3.1 Case 7. External exposure under contaminated environment -------------------- 40
3.3.2 Case 8. Exposure by radioactivity released from trash burning site ----------- 47
4. Postscript ---------------------------------------------------------------------------------------------------- 56
Acknowledgements ------------------------------------------------------------------------------------------- 56
References ------------------------------------------------------------------------------------------------------ 57

iv

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

1. 序論
原子力施設の事故発生時においては事故収束に向けた活動はもとより、事故により施設外に放出された放射性物質による一般公衆の被ばく線量、あるいは事故により被ばくした作業者の個人被ばく線量を早期に見積もり、事故の影響を把握する必要がある。国立研究開発法人日本
原子力研究開発機構原子力科学研究所（以下、「原科研」という）には多種多様な原子力施設が存在することから、起こりうる事故事象も様々であり、緊急時においてこれらの被ばく評価に対応するためには膨大な資料を収集する必要がある。そのため、原科研放射線管理部では、事故発生時においても早期に被ばく評価の対応できるように、想定される各種事故事象について、
事故事例ごとに評価方法、必要となるパラメータ及び換算係数をまとめた評価事例集を整備し、緊急時の対応に備えることとした。また、原科研は公共機関として外部機関からの被ばく評価の依頼を受けることも想定し、過去の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被ばく評価を扱った評価事例も作成した。

2. 概要
本事例集では、主に原科研の原子力施設で想定される事故事象について取り扱っており、事
例１から事例３では原科研の研究用原子炉施設における放射性物質の放出事故を想定し、放射性希ガスによる外部被ばく線量の評価、放射性よう素による外部被ばく線量及び内部被ばく線
量の評価、及びトリチウムによる内部被ばく線量の評価方法について記載している。事例４から事例６では、原科研の核燃料物質使用施設における作業者の被ばく事象について、外部被ば
くと内部被ばくとのそれぞれの観点から評価方法を記載している。また、事例７及び事例８は、過去の原子力事故により放出された放射性物質による影響として、放射性物質により汚染された環境下で生活する人々の被ばく評価及び災害廃棄物を処理した焼却場から放出された放射性物質による一般公衆の被ばく評価を扱っている。

-1-

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JAEA-Data/Code 2017-004

3. 想定事故における被ばく評価事例
3.1

研究用原子炉施設の事故における一般公衆の被ばく線量評価

ここでは、研究用原子炉施設から放出された放射性物質による、一般公衆の被ばく評価方法についてまとめている。評価方法については、主に「原子力安全委員会 発電用原子炉施設の安「原子力安全委員会発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する全解析に関する気象指針」1)、
審査指針」2)を参考としている。
3.1.1 事例１

放射性希ガスの放出事故

想定事故
研究用原子炉施設において、照射実験中に照射カプセルの破損により、放射性希ガスを放出する事故があった。放射性希ガスの外部被ばくによる周辺公衆の実効線量を評価する。
事故の条件(1) 放出された放射性希ガスはクリプトン（Kr）及びキセノン（Xe）であり、核種ごとの放出量は、下記のとおりとする。
87Kr

1.60×1012 Bq

88Kr

1.02×1012 Bq

89Kr

6.99×1013 Bq

90Kr

4.18×1014 Bq

135Xe

5.85×1011 Bq

137Xe

7.70×1013 Bq

138Xe

2.13×1013 Bq

139Xe

3.76×1014 Bq(2) 放出された放射性希ガスを含む排気は、１時間で全量が排気筒から放出されるものとする。
なお、研究用原子炉施設の排気筒の高さは50mとする。
(3) 気象条件は以下のとおりとし、事象発生期間中は一定とする。
・風速：1.5 m/s
・大気安定度：B
・風向：北北東(4) 原子炉施設の風下方向の敷地境界までの距離は1,150mである。
評価対象
・一般公衆の被ばくⅰ) 原子炉施設の風下方向の敷地境界における実効線量
放射性希ガスの放出であるため、内部被ばくは考慮せず、外部被ばくに係る実効線量を求める。
ⅱ) 原子炉施設の風下方向の評価地点における最大実効線量及び施設からの距離-2-

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JAEA-Data/Code 2017-004

評価方法
放射性希ガスの放出事故における評価のフローをFig.3.1.1－1に示す。評価は手順1から手順4に従って行い、それぞれの手順に必要となる条件やパラメータ等を（a）から（e）とした。
与えられた事故の条件及び評価に必要となるパラメータ等をTable 3.1.1－1及びTable 3.1.1－
2にまとめた。なお、Fig.3.1.1－1の記号（a）～（e）はTable 3.1.1－1の記号にそれぞれ対応している。
（手順1）放出率の評価放出された核種ごとの放出率を次式により求める。

𝑄𝑄𝑖𝑖 =
ここで、

𝐴𝐴𝑖𝑖
𝑡𝑡

(3.1.1－1)
Qi ：核種iの排気筒からの放出率（Bq/h）
Ai：核種iの排気筒からの放出量（Bq）t：放出時間（h）（手順2）風下軸上空気カーマ率分布図による特定条件下での空気カーマ率
地上高さ50.0 mの排気筒から放出される放射性雲の風下軸上空気カーマ率分布図（Fig.3.1.1－2）から大気安定度Bにおける、特定の条件下（放出高さ：50.0 m、風速： 1.0
m/s、放出率：1.0×109 Bq/h、γ線平均エネルギー：0.5 MeV、γ線実効エネルギー1.0 MeV/dis）
での風下方向距離1,150m（施設から敷地境界までの距離）の地点の空気カーマ率及び空気カーマ率が最大となる地点の距離を読み取る。

（手順3）実際の状況下での空気カーマ率の評価
手順2で読み取った空気カーマ率を、実際の状況下での放出核種の放出率、γ線実効エネ
ルギー及び気象条件（風速）により補正する。

𝐷𝐷𝑖𝑖 =
ここで、𝐷𝐷0 ×𝑄𝑄𝑖𝑖 ×𝐸𝐸𝑖𝑖
𝑈𝑈(3.1.1－2)

𝐷𝐷𝑖𝑖：核種iの実際の状況下での空気カーマ率（Gy/h）

𝑄𝑄𝑖𝑖：核種iの放出率（GBq/h）

𝐷𝐷0 ：分布図上の空気カーマ率（Gy/h）
𝐸𝐸i
𝑈𝑈：核種iのγ線実効エネルギー（MeV/dis）：風速（m/s）-3-

JAEA-Data/Code
JAEA-Data/Code 2017-004（手順4）外部被ばくによる実効線量の推定
手順3で評価した実際の状況下での空気カーマ率から、一般公衆の放射性希ガスからの外部被ばく実効線量を次式により求める。

𝐻𝐻𝛾𝛾𝑖𝑖 (Sv) = 𝐾𝐾 × 𝐷𝐷𝑖𝑖 × 𝑓𝑓ℎ × 𝑓𝑓𝑜𝑜 × 𝑡𝑡

(3.1.1－3)

ここで、 𝐻𝐻𝛾𝛾ｉ ：核種iによる実効線量（Sv）
𝐾𝐾：空気カーマ・実効線量換算係数（Sv/Gy）

fh：建屋の遮蔽係数

fo

：居住係数

𝑡𝑡

：放出時間（h）

評価結果（手順1）放出率の評価放出された核種ごとの放出率は以下のとおりとなる。
87Kr

1.60×1012 Bq/h

88Kr

1.02×1012 Bq/h

89Kr

6.99×1013 Bq/h

90Kr

4.18×1014 Bq/h

135Xe

5.85×1011 Bq/h

137Xe

7.70×1013 Bq/h

138Xe

2.13×1013 Bq/h

139Xe

3.76×1014 Bq/h

（手順2）風下軸上空気カーマ率分布図による特定条件下での空気カーマ率
風下軸上空気カーマ率分布図から読み取った、敷地境界地点での空気カーマ率並びに空気カーマ率が最大となる地点の距離及び空気カーマ率は以下のとおりとなる。
・分布図上の敷地境界距離（1,150 m）での空気カーマ率：5.8×10-10 Gy/h
・分布図上の空気カーマ率の最大値：1.9×10-9 Gy/h（排気筒からの距離280 m）（手順3）実際の状況下での空気カーマ率の評価
計算例：分布図上の敷地境界距離（1,150 m）における、実際の状況下での87Krからの空気カーマ率は、-4-

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

𝐷𝐷𝐾𝐾𝐾𝐾−87 =5.8×10−10 ×1.60×1012 ×0.793
1.5= 4.9 × 10−7 Gy/hとなる。
同様に計算した各評価地点における実際の状況下での空気カーマ率の評価の結果をTable
3.1.1－3に示す。

（手順4）一般公衆の放射性希ガスからの外部被ばく実効線量の推定
計算例：布図上の敷地境界距離（1,150 m）における、実際の状況下での87Krからの外部
被ばく実効線量は、
𝐻𝐻𝛾𝛾𝐾𝐾𝐾𝐾−87 = 1 × 4.9 × 10−7 × 1.0 × 1.0 × 1.0 = 4.9 × 10−4 mSvとなる。
同様に計算し、各評価地点における一般公衆の放射性希ガスからの外部被ばく実効線量を推定した結果をTable 3.1.1－4に示す。
評価結果の取扱いについて、原科研では、実効線量が最大となる地点が敷地境界の内側の場合には敷地境界地点の評価値を一般公衆の被ばく線量として採用し、実効線量が最大となる地点が敷地の外側の場合には、実効線量が最大となる地点の評価値を一般公衆の被ばく線
量として採用している。よって、本事例では、実効線量が最大となる地点が敷地境界の内側となるため、敷地境界地点における評価値（4.1×10-1 mSv）を一般公衆の被ばく線量として
採用する。

-5-

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004(手順 1)放出率 Q の評価（ａ）放出核種情報

Q（Bq/h）＝A／t

・放出量 A（Bq）（ｂ）施設条件

・放出時間 t（h）
（手順 2）風下軸上空気カー（ｂ）施設条件

マ率分布図による特定条件

・放出源の高さ（風速、放出率、実効エネル

・敷地境界までの距離

ギー、平均エネルギー）下で（ｃ）基準空気カーマ率の空気カーマ率 D０の推定・風下軸上空気カーマ率分布図（ｄ）気象条件
・大気安定度、風向（手順 3）実際の状況下における空（ｄ）気象条件
・風速 U（m/s）

気カーマ率Ｄの評価
𝐷𝐷（Gy/h） =𝐷𝐷０ × 𝑄𝑄ｉ × 𝐸𝐸ｉ
𝑈𝑈（ａ）放出核種情報
・実効エネルギーEi（MeV/dis）（ｅ）その他のパラメータ（手順 4）一般公衆の放射性希ガス

・空気カーマ・実効線量換算係数 Kからの外部被ばく実効線量
𝐻𝐻γ (Sv) = 𝐾𝐾 𝐷𝐷 𝑓𝑓ｈ 𝑓𝑓０ 𝑡𝑡（Sv/Gy）

・建屋の遮蔽係数
・居住係数

Fig.3.1.1－1f0fh

放射性希ガスからの外部被ばく実効線量の評価フロー-6-

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

風速 : 1.0 m/s

放出高さ : 50.0 m

放出率 : 1.0E+9 Bq/h

γ線平均エネルギー : 0.5 MeV/photon

γ線実効エネルギー : 1.0 MeV/dis
MeV/dis10 --88

空気カーマ率(Gy/h)

10 --99

A

10
10 --1011
10 --11
10 --11

B

10 0

D
D

C

EE

FF

10
1011
距離(km)

Fig.3.1.1－2
Fig.3.1.1－2 風下軸上空気カーマ率分布図（放出高さ50.0
風下軸上空気カーマ率分布図（放出高さ50.0 m）m）44)）

-7-

10
1022

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

Table 3.1.1－1

被ばく評価に必要なパラメータ等
項

目

備

考

(a) 放出核種情報
・化学形

希ガス単体

・核種、放出量87Kr

1.60×1012 Bq

88Kr

1.02×1012 Bq

89Kr

6.99×1013 Bq

90Kr

4.18×1014 Bq

135Xe

5.85×1011 Bq

137Xe

7.70×1013 Bq

138Xe

2.13×1013 Bq

139Xe

3.76×1014 Bq

・γ線実効エネルギー

Table 3.1.1－2参照

参考文献3(b) 施設条件
・排気筒高さ地上50 m・放出時間（滞在時間）𝑡𝑡

1h(c) 基準空気カーマ率 𝐷𝐷0

Fig.3.1.1－2参照

・風速 𝑈𝑈

1.5 m/s

・大気安定度

B

・風向

北北東

敷地境界まで1,150 m(e) 空気ｶｰﾏ・実効線量換算係数 𝐾𝐾

1 Sv/Gy

参考文献2

1.0

参考文献5

1.0

参考文献5

参考文献4

・風下軸上空気カーマ率分布図(d) 気象条件

建屋の遮蔽係数 𝑓𝑓ℎ
居住係数 𝑓𝑓0-8-

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

Table 3.1.1－2

放出核種、放出量、γ線実効エネルギー核種

γ線実効エネルギー（MeV/dis）

87Kr

0.793

88Kr

1.950

89Kr

2.067

90Kr

1.325

135Xe

0.250

137Xe

0.181

138Xe

1.183

139Xe

0.850

Table 3.1.1－3

核種ごとの空気カーマ率
空気カーマ率最大値点における敷地境界地点における空気カーマ率（Gy/h）

空気カーマ率（Gy/h）（施設からの距離：280 m）（施設からの距離：1,150 m）

87Kr

1.6×10-6

4.9×10-7

88Kr

2.5×10-6

7.7×10-7

89Kr

1.8×10-4

5.6×10-5

90Kr

7.0×10-4

2.1×10-4

135Xe

1.9×10-7

5.7×10-8

137Xe

1.8×10-5

5.4×10-6

138Xe

3.2×10-5

9.7×10-6

139Xe

4.0×10-4

1.2×10-4

核種

Table 3.1.1－4放射性希ガスからの外部被ばく実効線量
空気カーマ率最大値点における敷地境界地点における実効線量（mSv）

実効線量（mSv）（施設からの距離：280 m）（施設からの距離：1,150 m）

87Kr

1.6×10-3

4.9×10-4

88Kr

2.5×10-3

7.7×10-4

89Kr

1.8×10-1

5.6×10-2

90Kr

7.0×10-1

2.1×10-1

135Xe

1.9×10-4

5.7×10-5

137Xe

1.8×10-2

5.4×10-3

138Xe

3.2×10-2

9.7×10-3

139Xe

4.0×10-1

1.2×10-1

合計

1.3

4.1×10-1

核種-9-

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

3.1.2 事例２

放射性よう素の放出事故

事故想定
研究用原子炉施設において、燃料破損が発生し、放射性よう素を放出する事故があった。一般公衆における放射性よう素の吸入摂取による内部被ばく実効線量（3 月児、1 歳児、5 歳児、
10 歳、15 歳、成人）及び放射性よう素からの外部被ばく実効線量を評価する。
事故の条件(1) 放出された放射性よう素は、よう素 131（131I）、よう素 132（132I）、よう素 133（133I）、
よう素 134（134I）及びよう素 135（135I）とし、核種ごとの放出量は、下記のとおりとする。
131I

4.23×106 Bq

132I

2.40×108 Bq

133I

4.25×107 Bq

134I

1.13×109 Bq

135I

1.26×108 Bq(2) 放射性よう素を含む空気は、１時間で全量が原子炉建屋から地上放出されたものとする。
(3) 気象条件は以下のとおりとし、事象発生期間中は一定とする。
・風速：2.0 m/s
・大気安定度：C
・風向：東北東(4) 原子炉施設の風下方向の敷地境界までの距離は460 mである。
(5) 放射性物質の放出において建屋の影響は考慮しないものとする。

評価対象
・一般公衆の被ばく（各種年齢層別）
原子炉施設の風下方向の敷地境界における実効線量
放射性よう素の吸入による内部被ばく実効線量及び放射性よう素からの外部被ばく実効線量を求め、両者を合算して評価値とする。なお、地上放出の場合は、放出源付近が実効線量最大値点となるため、敷地境界地点における評価値を一般公衆の被ばく線量とする。

- 10 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

評価方法
放射性よう素の放出事故における評価のフローをFig.3.1.2－1に示す。評価は手順1から手順4に従って行い、それぞれの手順に必要となる条件やパラメータ等を（a）から（h）とした。
与えられた事故の条件及び評価に必要となるパラメータ等をTable 3.1.2－1からTable 3.1.2－
4にまとめた。なお、Fig.3.1.2－1の記号（a）～（h）はTable 3.1.2－1の記号にそれぞれ対応している。

（手順1）放出率の評価放出された核種ごとの放出率を次式により求める。

𝑄𝑄𝑖𝑖 =
ここで、

𝐴𝐴𝑖𝑖
𝑡𝑡

(3.1.2－1)
𝑄𝑄𝑖𝑖 ：核種iの排気筒からの放出率（Bq/h）𝐴𝐴𝑖𝑖 ：核種iの排気筒からの放出量（Bq）
𝑡𝑡 ：放出時間（h）（手順2）風下軸上放射能濃度分布図及び風下軸上空気カーマ率分布図による特定条件下での放射能濃度及び空気カーマ率
地上放出（放出高さ：地上0m）される放射性雲の風下軸上放射能濃度分布図から大気安定度Cにおける、特定の条件下（放出高さ：0.0m、風速： 1.0 m/s、放出率：1.0×109 Bq/h）
での風下方向距離460m（施設から敷地境界までの距離）の地点の放射能濃度を読み取る。
地上放出（放出高さ：地上0m）される放射性雲の風下軸上空気カーマ率分布図から大気安
定度Cにおける、特定の条件下（放出高さ：0.0 m、風速： 1.0 m/s、放出率：1.0×109 Bq/h、
γ線平均エネルギー：0.5 MeV、γ線実効エネルギー1.0 MeV/dis）での風下方向距離460m（施設から敷地境界までの距離）の地点の空気カーマ率を読み取る。

（手順3）実際の状況下での放射能濃度及び空気カーマ率の評価
・放射能濃度の評価
手順2で読み取った放射能濃度を、放出核種の放出率及び気象条件（風速）により補正する。

𝜒𝜒𝑖𝑖 =

𝜒𝜒0 ×10−6 ×𝑄𝑄𝑖𝑖
𝑈𝑈(3.1.2－2)- 11 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

ここで、

𝜒𝜒𝑖𝑖

：核種iの実際の状況下での放射能濃度（Bq/cm3）

𝑄𝑄i：核種iの放出率（GBq/h）𝜒𝜒0 ：分布図上の放射能濃度（Bq/m3）

𝑈𝑈：風速（m/s）10−6 ：変換係数（m3/cm3）

・空気カーマ率の評価
手順2で読み取った空気カーマ率を、放出核種の放出率、γ線実効エネルギー及び気象条件（風速）により補正する。

𝐷𝐷𝑖𝑖 =

𝐷𝐷0 ×𝑄𝑄𝑖𝑖 ×𝐸𝐸𝑖𝑖

ここで、

𝑈𝑈

(3.1.2－3)

𝐷𝐷𝑖𝑖：核種iの実際の状況下での空気カーマ率（Gy/h）

𝑄𝑄𝑖𝑖：核種iの放出率（GBq/h）

𝑈𝑈：風速（m/s）

𝐷𝐷0 ：分布図上の空気カーマ率（Gy/h）

𝐸𝐸i：核種iのγ線実効エネルギー（MeV/dis）（手順4）一般公衆の放射性よう素の吸入摂取による内部被ばく実効線量及び放射性よう素か
らの外部被ばく実効線量・放射性よう素の吸入摂取による内部被ばく実効線量
手順3で評価した実際の状況下での放射能濃度から、放射性よう素の吸入摂取による内部被ばく実効線量を評価する。

𝐻𝐻𝐼𝐼𝑖𝑖 = 𝑒𝑒𝑖𝑖 × 𝜒𝜒𝑖𝑖 × 𝑡𝑡 × 𝐼𝐼

(3.1.2－4)

ここで、 𝐻𝐻𝐼𝐼𝑖𝑖 ：核種iによる実効線量（Sv）
𝑒𝑒𝑖𝑖
𝑡𝑡
𝐼𝐼

：核種iの実効線量係数（Sv/Bq）：滞在時間（h）：呼吸率（cm3/h）・放射性よう素からの外部被ばく実効線量
手順3で評価した実際の状況下での空気カーマ率から、放射性よう素からの外部被ばく
実効線量を評価する。

𝐻𝐻𝛾𝛾𝑖𝑖 (Sv) = 𝐾𝐾 × 𝐷𝐷𝑖𝑖 × 𝑓𝑓ℎ × 𝑓𝑓𝑜𝑜 × 𝑡𝑡

(3.1.2－5)- 12 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

ここで、 𝐻𝐻𝛾𝛾𝑖𝑖 ：核種iによる実効線量（Sv）
𝐾𝐾：空気カーマ・実効線量換算係数（Sv/Gy）

𝑓𝑓0

：居住係数

𝑓𝑓ℎ ：建屋の遮蔽係数

評価結果（手順1）放出率の評価放出された核種ごとの放出率は以下のとおりとなる。
131I

4.23×106 Bq/h

132I

2.40×108 Bq/h

133I

4.25×107 Bq/h

134I

1.13×109 Bq/h

135I

1.26×108 Bq/h

（手順2）風下軸上放射能濃度分布図による特定条件下での放射能濃度及び空気カーマ率
風下軸上放射能濃度分布図（Fig.3.1.2－2）から読み取った、敷地境界地点での放射能濃度は以下のとおりとなる。
・分布図上の敷地境界距離（460 m）での放射能濃度： 61 Bq/m3
風下軸上空気カーマ率分布図（Fig.3.1.2－3）から読み取った、敷地境界地点での空気カ
ーマ率は以下のとおりとなる。
・分布図上の敷地境界距離（460 m）での空気カーマ率：3.4×10-9 Gy/h

（手順3）実際の状況下での放射能濃度及び空気カーマ率の評価
計算例：分布図上の敷地境界距離（460 m）における、実際の状況下での131Iの放射能濃度は、

𝜒𝜒𝐼𝐼−131 =6.1×101 ×4.23×106
2.0= 1.3 × 10−7 Bq/cm3となる。
また、分布図上の敷地境界距離（460 m）における、実際の状況下での131Iからの空気カー
マ率は、
𝐷𝐷𝐼𝐼−131 =3.4×10−9 ×4.23×106 ×0.381
2.0= 2.7 × 10−6 Gy/hとなる。

- 13 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

同様に計算し、各評価地点における実際の状況下での空気中放射能濃度及び空気カーマ率の評価の結果をそれぞれTable 3.1.2－5及びTable 3.1.2－6に示す。

（手順4）一般公衆の放射性よう素の吸入摂取による内部被ばく実効線量及び放射性よう素か
らの外部被ばく実効線量の推定
計算例：3月児の131Iの吸入摂取による内部被ばく実効線量は、
𝐻𝐻𝐼𝐼 𝐼𝐼𝐼131 = 1.7 × 10−7 × 1.3 × 10−7 × 1.0 × 1.19 × 105 = 2.6 × 10−6 mSvとなる。
また、131Iからの外部被ばく実効線量は、
𝐻𝐻𝛾𝛾 𝐼𝐼𝐼131 = 1 × 2.7 × 10−6 × 1.0 × 1.0 × 1.0 = 2.7 × 10−9 mSvとなる。
同様に計算し、一般公衆の放射性よう素の吸入摂取による内部被ばく実効線量及び放射性よう素からの外部被ばく実効線量を推定した結果をTable 3.1.2－7及びTable 3.1.2－8にそれぞれに示す。また、内部被ばく及び外部被ばくによる一般公衆の実効線量の合計値をTable
3.1.2－9に示す。

- 14 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004（手順 1）放出量 A の評価
Q（Bq/h）＝A／t（ａ）放出核種情報・放出量 A（Bq）（ｂ）施設条件
・放出時間 t（h）

（手順 2）風下軸上放射能濃度分布図、空気カーマ率分布
図による特定条件下での放射能濃度 χ0、空気カーマ率 D０の推定（ｂ）施設条件・放出源の高さ
・敷地境界までの距離（ｃ）基準放射能濃度・風下軸上放射能濃度分布図（ｄ）基準空気カーマ率
・風下軸上空気カーマ率分布図（ｅ）気象条件
・大気安定度、風向（手順 3）実際の状況下における放射能濃度 χ、空気カーマ率 D の評価
𝜒𝜒0 × 10−6 × 𝑄𝑄𝑖𝑖
𝜒𝜒（Bq/cm3 ） =𝑈𝑈
𝐷𝐷０ × 𝑄𝑄ｉ × 𝐸𝐸ｉ
𝐷𝐷（Gy/h） =𝑈𝑈（ｅ）気象条件
・風速 U（m/s）（ａ）放出核種情報
・実効エネルギー Ei（MeV/dis）（ａ）放出核種情報
・化学形（ｆ）実効線量係数 e(Sv/Bq)（手順 4）一般公衆の放射性よう素の吸入摂取による内部被ばく実
効線量
𝐻𝐻𝐼𝐼 (Sv) = 𝑒𝑒 𝜒𝜒 𝑡𝑡 𝐼𝐼
一般公衆の放射性よう素からの外部被ばく実効線量
𝐻𝐻𝛾𝛾 (Sv) = 𝐾𝐾 𝐷𝐷 𝑓𝑓ℎ 𝑓𝑓0 𝑡𝑡

Fig.3.1.2－1（ｇ）呼吸率 I(cm3/h)（ｈ）
空気カーマ・実効線量換算係数 K（Sv/Gy）
建屋の遮蔽係数 fh
居住係数 f0

放射性よう素の吸入摂取による内部被ばく及び放射性よう素からの外部被ばく

実効線量の評価フロー- 15 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

風速 : 1.0 m/s

放出高さ : 0.0 m

放出率 : 1.0E+9 Bq/h

10 4

放射能濃度(Bq/m3)
放射能濃度(Bq/m3)

10 3

A

B

C

D

E

F

10 2

10 1
10 --11

10 0

10
1011
距離(km)

Fig.3.1.2－2
Fig.3.1.2－2 風下軸上放射能濃度分布図（放出高さ0.0
風下軸上放射能濃度分布図（放出高さ0.0 m）m）44)）- 16 -

101022

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

風速 : 1.0 m/s

放出高さ : 0.0 m

放出率 : 1.0E+9 Bq/h

γ線平均エネルギー : 0.5 MeV/photon

γ線実効エネルギー : 1.0 MeV/dis

10 - 7

空気カーマ率(Gy/h)

10 - 8

10 - 910 - 1 0
10 - 1

A

B

C

D

10 0

E

F

10 11
距離(km)

Fig.3.1.2－3
Fig.3.1.2－3 風下軸上空気カーマ率分布図（放出高さ0.0
風下軸上空気カーマ率分布図（放出高さ0.0 m）m）44)）- 17 -

101022

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

Table 3.1.2－1

被ばく評価に必要なパラメータ等
項

目

備

考

(a) 放出核種情報
・化学形

蒸気

・放出核種、放出量131I

4.23×106 Bq

132I

2.40×108 Bq

133I

4.25×107 Bq

134I

1.13×109 Bq

135I

1.26×108 Bq

・γ線実効エネルギー

Table 3.1.2－2参照

参考文献3

地上0 m

研究用原子炉施設の炉(b) 施設条件
・放出高さ

室より地上放出※建屋の影響は考慮しないものとする。
・放出時間（滞在時間） 𝑡𝑡(c) 基準放射能濃度 𝜒𝜒01hFig.3.1.2－2参照

参考文献4(d) 基準空気カーマ率 𝐷𝐷0

Fig.3.1.2－3参照

参考文献4

・風速 𝑈𝑈

2.0 m/s

・大気安定度

C

・風向

東北東

敷地境界まで460 m

Table 3.1.2－3参照

参考文献6(g) 呼吸率（各種年齢層別）𝐼𝐼

Table 3.1.2－4参照

参考文献6(h) 空気ｶｰﾏ・実効線量換算係数 𝐾𝐾

1 Sv/Gy

・風下軸上放射能濃度分布図
・風下軸上空気カーマ率分布図(e) 気象条件(f) 放射性よう素の吸入摂取による実効線量係数 e

建屋の遮蔽係数 𝑓𝑓ℎ
居住係数 𝑓𝑓0

1.0
1.0- 18 -

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Table 3.1.2－2放出核種、放出量、γ線実効エネルギー核種

γ線実効エネルギー（MeV/dis）

131I

0.381

132I

2.253

133I

0.608

134I

2.750

135I

1.645

Table 3.1.2－3
年齢層

131I

132I

133I

134I

135I

3月児

1.7×10-7

2.8×10-9

4.5×10-8

8.7×10-10

9.7×10-9

1歳児

1.6×10-7

2.3×10-9

4.1×10-8

6.9×10-10

8.5×10-9

5歳児

9.4×10-8

1.3×10-9

2.1×10-8

3.9×10-10

4.5×10-9

10歳

4.8×10-8

6.4×10-10

9.7×10-9

2.2×10-10

2.1×10-9

15歳

3.1×10-8

4.3×10-10

6.3×10-9

1.6×10-10

1.4×10-9

成人

2.0×10-8

3.1×10-10

4.0×10-9

1.5×10-10

9.2×10-10

Table 3.1.2－4*

各年齢層の実効線量係数（Sv/Bq）

各年齢層の呼吸率

年齢層

呼吸率（cm3/年）

呼吸率（cm3/時間*）

3月児

1.04×109

1.19×105

1歳児

1.88×109

2.15×105

5歳児

3.18×109

3.63×105

10歳

5.58×109

6.37×105

15歳

7.34×109

8.38×105

成人

8.10×109

9.25×105

1年間を8760時間とした（365日/年×24時間/日）- 19 -

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JAEA-Data/Code 2017-004

Table 3.1.2－5

核種ごとの放射能濃度
敷地境界地点における放射能濃度（Bq/cm3）

核種（施設からの距離：460 m）
131I

1.3×10-7132I

7.3×10-6

133I

1.3×10-6

134I

3.4×10-5

135I

3.8×10-6

Table 3.1.2－6

核種ごとの空気カーマ率
敷地境界地点における核種

空気カーマ率（Gy/h）（施設からの距離：460 m）

131I

2.7×10-12132I

9.2×10-10

133I

4.4×10-11

134I

5.3×10-9

135I

3.5×10-10

Table 3.1.2－7放射性よう素の吸入摂取による内部被ばく実効線量
敷地境界地点における実効線量（mSv）（施設からの距離：460 m）

核種
3月児

1歳児

5歳児

10歳

15歳

成人

131I

2.6×10-6

4.4×10-6

4.4×10-6

3.9×10-6

3.4×10-6

2.4×10-6

132I

2.4×10-6

3.6×10-6

3.5×10-6

3.0×10-6

2.6×10-6

2.1×10-6

133I

6.9×10-6

1.1×10-5

9.9×10-6

8.0×10-6

6.8×10-6

4.8×10-6

134I

3.6×10-6

5.1×10-6

4.9×10-6

4.8×10-6

4.6×10-6

4.8×10-6

135I

4.4×10-6

7.0×10-6

6.3×10-6

5.1×10-6

4.5×10-6

3.3×10-6

合計

2.0×10-5

3.2×10-5

2.9×10-5

2.5×10-5

2.2×10-5

1.7×10-5- 20 -

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JAEA-Data/Code 2017-004

Table 3.1.2－8
核種

放射性よう素からの外部被ばく実効線量

敷地境界地点における実効線量（mSv）（施設からの距離：460 m）

131I

2.7×10-9132I

9.2×10-7

133I

4.4×10-8134I

5.3×10-6

135I

3.5×10-7

合計

6.6×10-6

Table 3.1.2－9

内部被ばく実効線量及び外部被ばく実効線量の合計値
敷地境界地点における実効線量（mSv）（施設からの距離：460 m）

内部被ばく

3月児

1歳児

5歳児

10歳

15歳

成人

2.0×10-5

3.2×10-5

2.9×10-5

2.5×10-5

2.2×10-5

1.7×10-5

2.9×10-5

2.4×10-5

6.6×10-6

外部被ばく
合計

2.7×10-5

3.9×10-5

3.6×10-5- 21 -

3.2×10-5

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JAEA-Data/Code 2017-004

3.1.3 事例３

トリチウムの漏えい事故

事故想定
研究用原子炉施設において高濃度トリチウムを含む重水系配管あるいは機器類が損傷して重水が漏えいし、その結果、重水中のトリチウムが排気筒から環境に拡散した。一般公衆におけるトリチウムの吸入摂取による内部被ばく実効線量（3 月児、1 歳児、5 歳児、10 歳、15 歳、成人）を評価する。
事故の条件(1) 漏えいした重水は、50 ℃の飽和蒸気の形態で大気へ放散される。
(2) 事故発生後、手動操作により重水区画は隔離された（約1時間）。
(3) 施設からの情報提供で、大気へ放散された重水蒸気を含む空気量は、重水区画を隔離するまでの900 m3（約1時間）と回収作業が終了するまでの300 m3（約1時間）の合計1200 m3であった。（実際には、建屋排気率と作業時間で決定される。）(4) 重水中のトリチウム濃度は3.7×108 Bq/cm3である※。
(5) 漏えいしたトリチウムを含む排気は、2時間で全量が排気筒から放出されるものとする。なお、研究用原子炉施設の排気筒の高さは40mとする。
(6) 気象条件は以下のとおりとし、事象発生期間中は一定とする。
・風速：1.5 m/s
・大気安定度：C・風向：東(7) 当該原子炉施設の風下方向の敷地境界までの距離は350 mである。
※

トリチウムモニタにより、直接、排気中トリチウム濃度が与えられる場合もある。

評価対象
・一般公衆の被ばく（各種年齢層別）
ⅰ) 当該原子炉施設の風下方向の敷地境界における実効線量ⅱ) 当該原子炉施設の風下方向における最大実効線量及び施設からの距離- 22 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

評価方法
トリチウムの漏えいにおける評価のフローをFig.3.1.3－1に示す。評価は手順1から手順4に従って行い、それぞれの手順に必要となる条件やパラメータ等を（a）から（g）とした。与えられた事故の条件及び評価に必要となるパラメータ等を、Table 3.1.3－1からTable 3.1.3－3にまとめた。なお、Fig.3.1.3－1の記号（a）～（g）はTable 3.1.3－1の記号にそれぞれ対応している。
（手順1）放出量、放出率の評価
放出時間帯にわたるトリチウム放出量を次式により求める。

𝑆𝑆 ×𝑉𝑉

𝐴𝐴 =

𝐷𝐷

ここで、

×C

(3.1.3－1)A：放出量（Bq）

S：飽和水蒸気量（g/m3）

V：排気筒からの空気の放出量（m3）D：重水密度（g/cm3）

C：重水中のトリチウム濃度（Bq/cm3）

トリチウムの放出量から放出率を次式により求める。

𝑄𝑄 =

𝐴𝐴

ここで、

𝑡𝑡

(3.1.3－2)Q：放出率（Bq/h）t：トリチウムの放出時間（h）（手順2）風下軸上放射能濃度分布図による特定条件下での放射能濃度
地上高さ40.0 mの排気筒から放出される放射性雲の風下軸上放射能濃度分布図（Fig.3.1.3－2）から大気安定度Cにおける、特定の条件下（条件：高さ40.0m、風速： 1.0 m/s、放出率：1.0×109 Bq/h）での風下方向距離350m（施設から敷地境界までの距離）の地点の放射能濃度及び放射能濃度が最大となる地点の距離を読み取る。

（手順3）実際の状況下での放射能濃度の評価
手順2で読み取った放射能濃度を、トリチウムの放出率及び気象条件（風速）により補正する。

- 23 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

χ=𝜒𝜒0 ×10−6 ×𝑄𝑄

ここで、

𝑈𝑈

χ

(3.1.3－3)：実際の状況下での放射能濃度（Bq/cm3）𝜒𝜒0：分布図上の放射能濃度（Bq/m3）

𝑈𝑈：風速（m/s）

𝑄𝑄：トリチウムの放出率（GBq/h）10−6 ：変換係数（m3/cm3）（手順4）一般公衆のトリチウムの吸入摂取による内部被ばく実効線量
手順3で評価した実際の状況下での放射能濃度から、トリチウムの吸入摂取による内部被
ばく実効線量を次式により求める。

𝐻𝐻𝐼𝐼 = 𝑒𝑒 × 𝜒𝜒 × 𝑡𝑡 × 𝐼𝐼 × 𝑓𝑓𝑆𝑆

ここで、

𝐻𝐻𝐼𝐼
𝑒𝑒
𝐼𝐼

𝑓𝑓𝑆𝑆

(3.1.3－4)：実効線量（mSv）：実効線量係数（mSv/Bq）：呼吸率（cm3/h）：皮膚吸収による増加係数（※）※トリチウム水で汚染した雰囲気下では、皮膚を通じての吸収が、摂取された全トリチウム水のおよそ3分の1に寄与する。

評価結果（手順1）放出量、放出率の評価放出されたトリチウムの放出量及び放出率は以下のとおりとなる。
・放出量

3.34×1013 Bq

・放出率1.67×104 GBq/h（手順2）風下軸上放射能濃度分布図による特定条件下での放射能濃度
風下軸上放射能濃度分布図から読み取った、敷地境界地点での放射能濃度は以下のとおりとなる。
・分布図上の敷地境界距離（350 m）での放射能濃度：21 Bq/m3
・分布図上の放射能濃度の最大値：24 Bq/m3（排気筒からの距離450 m）- 24 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004（手順3）実際の状況下での放射能濃度の評価
実際の敷地境界距離（排気筒からの距離350 m）での放射能濃度は、

𝜒𝜒350m =2.1×101 ×10−6 ×1.67×104
1.5= 2.3 × 10−1 Bq/cm3となる。
また、実際の最大放射能濃度地点（排気筒からの距離450 m）の放射能濃度は、

𝜒𝜒450m =2.4×101 ×10−6 ×1.67×104
1.5= 2.7 × 10−1 Bq/cm3となる。

（手順4）一般公衆のトリチウムの吸入摂取による内部被ばく実効線量の推定
計算例：3月児のトリチウムの吸入摂取による内部被ばく実効線量は、
𝐻𝐻𝐼𝐼 350m = 6.4 × 10−11 × 2.3 × 10−1 × 2 × 1.19 × 105 × 1.5= 2.6 × 10−3 mSvとなる。
同様に計算し、一般公衆のトリチウムの吸入摂取による内部被ばく実効線量を推定した結果をTable 3.1.3－4に示す。本事例では、実効線量が最大となる地点が敷地境界の外側となるため、最大となる地点（排気筒の風下方向距離450mの地点）における評価値を一般公衆の被ばく線量として採用する。

- 25 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004（手順 1）放出量 A、放出率 Q の評
価（ａ）放出核種情報
・化学形

A（Bq）＝S V C／D

・物性値（飽和水蒸気量 S（g/m3）、Q（Bq/h）＝A／t

重水密度 D（g/cm3））（ｂ）施設条件

・放出時間 t（h）

・空気の放出量 V（m3）・トリチウム濃度 C（Bq/cm3）（手順 2）風下軸上放射能濃（ｂ）施設条件度分布図による特定条件（風・放出源の高さ

速、放出率）下での放射能濃・敷地境界までの距離度 χ0 の推定（ｃ）基準放射能濃度・風下軸上放射能濃度分布図（ｄ）気象条件
・大気安定度、風向（手順 3）実際の状況下における放（ｄ）気象条件
・風速 U（m/s）

射能濃度χの評価𝜒𝜒（Bq/cm3 ） =𝜒𝜒0 × 10−6 × 𝑄𝑄𝑖𝑖
𝑈𝑈（ａ）放出核種情報
・化学形（手順 4）一般公衆のトリチウムの（ｅ）実効線量係数 e（Sv/Bq）

吸入摂取による内部被ばく実効線量（ｆ）呼吸率 I（cm3/h）

𝐻𝐻𝐼𝐼 (mSv) = 𝑒𝑒 𝜒𝜒 𝑡𝑡 𝐼𝐼 𝑓𝑓𝑆𝑆

Fig.3.1.3－1（ｇ）皮膚吸収による増加係数 fs

トリチウムの吸入摂取による内部被ばく実効線量の評価フロー- 26 -

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JAEA-Data/Code 2017-004

風速 : 1.0 m/s

放出高さ : 40.0 m

放出率 : 1.0E+9 Bq/h

10 2

放射能濃度(Bq/m3)
放射能濃度(Bq/m3)

10 1

10 0

10 --1110 - 1

A

B

C

10 0

D

EE

FF

10 11
距離(km)

Fig.3.1.3－2
Fig.3.1.3－2 風下軸上放射能濃度分布図（放出高さ40.0
風下軸上放射能濃度分布図（放出高さ40.0 m）m）22)）- 27 -

101022

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JAEA-Data/Code 2017-004

Table 3.1.3－1

被ばく評価に必要なパラメータ等
項

目

備

考

(a) 放出核種情報
・化学形

D2O蒸気

・飽和水蒸気量（50℃）

約83 g/m3

H2Oの物性値で代用した。

・重水密度

約1.105 g/cm3

1atm、20℃

・重水中トリチウム濃度

3.7×108 Bq/cm3(b) 施設条件
・排気筒高さ地上40 m・放出時間（滞在時間） 𝑡𝑡

2h(c) 基準放射能濃度 𝜒𝜒0

Fig.3.1.3－2参照

・風速

1.5 m/s

・大気安定度C・風向

東

敷地境界まで350 m

Table 3.1.3－2参照

参考文献7

Table 3.1.3－3参照

参考文献6

1.5

参考文献8、9

参考文献2

・風下軸上放射能濃度分布図(d) 気象条件(e) トリチウムの吸入摂取による実効線量係数 e(f) 呼吸率（各種年齢層別） 𝐼𝐼(g) 皮膚吸収による増加係数 𝑓𝑓𝑆𝑆
Table 3.1.3－2

各年齢層の実効線量係数

年齢層

実効線量係数（Sv/Bq）

3月児

6.4×10-11

1歳児

4.8×10-11

5歳児

3.1×10-11

10歳

2.3×10-11

15歳

1.8×10-11

成人

1.8×10-11- 28 -

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JAEA-Data/Code 2017-004

Table 3.1.3－3*

各年齢層の呼吸率

年齢層

呼吸率（cm3/年）

呼吸率（cm3/時間*）

3月児

1.04×109

1.19×105

1歳児

1.88×109

2.15×105

5歳児

3.18×109

3.63×105

10歳

5.58×109

6.37×105

15歳

7.34×109

8.38×105

成人

8.10×109

9.25×105

1年間を8760時間とした（365日/年×24時間/日）

Table 3.1.3－4

トリチウムの吸入摂取による内部被ばく実効線量
敷地境界地点における放射能濃度最大値点における実効線量（mSv）

実効線量（mSv）（施設からの距離： 350 m）（施設からの距離： 450 m）

3月児

5.3×10-3

6.1×10-3

1歳児

7.2×10-3

8.3×10-3

5歳児

7.9×10-3

9.0×10-3

10歳

1.0×10-2

1.2×10-2

15歳

1.1×10-2

1.2×10-2

成人

1.2×10-2

1.3×10-2

年齢層- 29 -

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JAEA-Data/Code 2017-004

3.2

核燃料物質使用施設の事故における個人被ばく線量評価

ここでは、核燃料物質使用施設で発生した事故における作業者の被ばく評価方法についてまとめている。評価方法については、主に「原子力安全技術センター 被ばく線量の測定・評価マ
ニュアル」10)を参考としている。
3.2.1 事例４

皮膚被ばく事故

想定事故
核燃料物質使用施設において、使用済み燃料の分離変換試験の作業終了後に作業者の身体サーベイを実施したところ、皮膚に汚染が確認された。
事故の条件
2(1) GM管式表面汚染検査計による測定の結果、表面汚染密度は1 MBq/cm（汚染面積100cm2）であり、γ線波高分析装置による核種分析を行ったところ、セシウム137（137Cs）が確認された。
(2) 作業者の作業開始から除染終了までの時間が1時間であった。
評価対象
・作業員の外部被ばく線量
評価方法
皮膚表面の汚染密度及び汚染核種又はβ線最大エネルギーが既知の場合、皮膚の 70μm 線
量当量率を次式により求める。11)

𝐻𝐻70𝜇𝜇𝜇𝜇 = 𝐴𝐴 × 𝐷𝐷(𝐸𝐸𝑚𝑚𝑚𝑚𝑚𝑚 , ℎ) × 𝐶𝐶

ここで、

𝐴𝐴

(3.2.1)：皮膚表面の汚染密度（Bq/cm2）

𝐷𝐷（𝐸𝐸𝑚𝑚𝑚𝑚𝑚𝑚 , ℎ） ：核種又はβ線の最大エネルギーEmax 及び線源の大きさに応じた単位放射能面密度当たりの皮膚の吸収線量率（(nGy/h)/(Bq/cm2)）

𝐶𝐶：皮膚の吸収線量から線量当量への線質係数（=1）（nSv・nGy-1）

汚染面積 100 cm2 における 137Cs による単位放射能面密度当たりの皮膚の吸収線量率𝐷𝐷（𝐸𝐸𝑚𝑚𝑚𝑚𝑚𝑚 , ℎ）は、参考文献 10 及び 11 より、1 Bq/cm2 あたり 1537 nGy/h である。
評価結果
137Csの皮膚被ばく線量（70μm線量当量）は、- 30 -

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𝐻𝐻70𝜇𝜇𝑚𝑚 = 106 × 1537 × 1= 1.537 × 109 nSv/h= 1.537 Sv/h

よって、皮膚被ばく線量は除染終了までの 1 時間で 1.537 Sv となる。
・他の文献による計算結果
Generic procedures for assessment and response during radiological emergency,
IAEA-TECDOC-1162, (2000)13)に記載されている算出式及び換算係数を使用して計算した
結果、皮膚被ばく線量は1.6 Svとなり同様の結果が得られた。

- 31 -

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JAEA-Data/Code 2017-004

3.2.2 事例５

濃縮ウラン吸入摂取事故

想定事故
核燃料物資使用施設において、濃縮ウランを取り扱う実験中に汚染が発生した。作業員 1 名の内部被ばくが疑われたため、胸部計測及び尿バイオアッセイ分析を実施した。
事故の条件(1) 取り扱っていた濃縮ウランの化学形は、三酸化ウラン（UO3）及び酸化ウラン（U3O8）であった。
(2) 濃縮ウランの同位体比は、ウラン 234（ 234U）が 0.029 %、ウラン 235（ 235U）が 3.5 %、ウラン 238（238U）が 96.471 %であった。
(3) 胸部計測の結果：43 Bq（235U）、尿バイオアッセイの結果：6.5 Bq/1日尿（238U）(4) 胸部計測は摂取から約2時間後に実施し、尿試料は摂取後24時間分を全て採取し分析した。
評価対象
・作業員の内部被ばく線量
評価方法
与えられた事故の条件及び評価に必要となるパラメータをTable 3.2.2－1にまとめた。
（評価方法1）胸部測定に基づく濃縮ウラン吸入による実効線量の評価
胸部測定の結果から吸入した濃縮ウランの摂取量を次式により求める。

𝐴𝐴𝑖𝑖 = 𝐵𝐵𝑖𝑖 /𝐶𝐶

ここで、

Ai

(3.2.2－1)：U (質量数：i)の摂取量（Bq）

Bi ：胸部測定で得られたU(質量数：i)の胸部残留量（Bq）
C：摂取から２時間後の肺中残留率

濃縮ウランの吸入による実効線量を次式により求める。

𝐸𝐸𝑖𝑖 = 𝐴𝐴𝑖𝑖 × 𝐷𝐷𝑖𝑖
ここで、

(3.2.2－2)

Ei：U(質量数：i)による実効線量（Sv）

Di：U(質量数：i)による実効線量換算係数（Sv/Bq）

実効線量 E（mSv）は、

𝐸𝐸 = 𝐸𝐸234 + 𝐸𝐸235 + 𝐸𝐸238(3.2.2－3)- 32 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004（評価方法2）尿バイオアッセイに基づく濃縮ウラン吸入による実効線量の評価
尿バイオアッセイの結果から吸入した濃縮ウランの摂取量を次式により求める。

𝐴𝐴𝑖𝑖 = 𝐵𝐵𝑖𝑖 /𝐶𝐶

ここで、(3.2.2－4)

Ai：U(質量数：i)の摂取量（Bq）

Bi：尿バイオアッセイで得られたU(質量数：i)の尿中排泄量（Bq/日尿）C：１日当たりの尿中排泄率（日尿-1）

濃縮ウランの吸入による実効線量を次式により求める。

𝐸𝐸𝑖𝑖 = 𝐴𝐴𝑖𝑖 × 𝐷𝐷𝑖𝑖

ここで、

(3.2.2－5)

Ei ：U(質量数：i)による実効線量（Sv）

Di：U(質量数：i)による実効線量換算係数（Sv/Bq）

実効線量 E（mSv）は、

𝐸𝐸 = 𝐸𝐸234 + 𝐸𝐸235 + 𝐸𝐸238(3.2.2－6)

上記（A）、（B）において、肺中残留率、尿中排泄率及び実効線量換算係数は、摂取したウラン化合物の化学的性質によって異なる値をとる。体内へのウラン吸収速度の違いにより、Fタイプ（吸収が速い）、Mタイプ（中くらい）、Sタイプ（遅い）に大別でき、難溶性のUO3はMタイプ、不活性のU3O8はSタイプに分類される。
本想定事故では、UO3（Mタイプ）、U3O8（Sタイプ）の混合比が不明であるため、吸入したウランの全量がMタイプであった場合、Sタイプであった場合についてそれぞれ評価し、より大きな実効線量を与える結果を上限値として採用することとする。
評価結果（評価方法1）胸部測定に基づく濃縮ウラン吸入による実効線量の評価
𝐵𝐵235 = 43 Bq

𝐶𝐶= 7.0 × 10−2 （Mタイプ）、7.5 × 10−2 （Sタイプ）
摂取２時間後の値は参考文献10による（3.2.2－1）式より、235Uの摂取量は、𝐴𝐴235 = 𝐵𝐵235 /𝐶𝐶 = 6.14 × 102 Bq（Mタイプ）
5.73 × 102 Bq（Sタイプ）

次に、U同位体比からU放射能比を求める。

- 33 -

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JAEA-Data/Code 2017-004

U（質量数 i）の原子数Niと放射能Aiの間には以下の関係が成り立つ。
N234 : N235 : N238 =

A234
λ234

∶

A235
λ235

∶

A238
λ238

ここで、λi は崩壊定数−1 (y −1 )= 9.00 × 10−14 s −1
λ234 = ln(2) T234
−1 (y −1 )λ235 = ln(2) T235
= 3.12 × 10−17 s −1
−1 (y −1 )= 4.91 × 10−18 s −1λ238 = ln(2) T238

N234：N235：N238 = 0.029 ∶ 3.5 ∶ 96.471であるから、（A234、A235、A238）=（1.47×104、6.14×102、2.67×103） Bq（Mタイプ）（1.37×104、5.73×102、2.49×103） Bq（Sタイプ）（3.2.2－2）式より、（E234、E235、E238）=（3.08×101、1.11×100、4.27×100） mSv（Mタイプ）（9.32×101、3.50×100、1.42×101） mSv（Sタイプ）（3.2.2－3）式より、実効線量E（mSv）は、
E = 36.2 mSv（Mタイプ）
111 mSv（Sタイプ）←上限値として採用※預託実効線量（50年間）（評価方法2）尿バイオアッセイに基づく濃縮ウラン吸入による実効線量の評価
𝐵𝐵238 = 6.5 Bq/1日尿𝐶𝐶= 2.5 × 10−2 （Mタイプ）、7.0 × 10−4 （Sタイプ）
摂取1日後の値は参考文献10による（3.2.2－4）式より、238Uの摂取量は、
𝐴𝐴238 = 𝐵𝐵238 /𝐶𝐶 = 2.60 × 102 Bq（Mタイプ）
9.29 × 103 Bq（Sタイプ）

胸部測定（A）と同様の方法で、U同位体比からU放射能比を求める。
（A234、A235、A238）=（1.43×103、5.99×101、2.60×102） Bq（Mタイプ）（5.11×104、2.14×103、9.29×103） Bq（Sタイプ）（3.2.2－5）式より、- 34 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004（E234、E235、E238）=（3.01×100、1.08×10-1、4.16×10-1） mSv（Mタイプ）（3.48×102、1.31×101、5.30×101） mSv（Sタイプ）（3.2.2－6）式より、実効線量E（mSv）は、
E = 3.53 mSv（Mタイプ）
414 mSv（Sタイプ）

Table 3.2.2－1←上限値として採用※預託実効線量(50年間)

被ばく評価に必要なパラメータ項目

備考(a) 放射線核種情報
・核種

234U, 235U, 238U

・同位体比

234U:0.029 %, 235U:3.5 %, 238U:96.471 %・化学形

UO3 及び U3O8

両者の混合比は不明

・胸部残留量43（Bq（235U））

235Uの放射能・測定時刻

摂取から約2時間後

・摂取後の肺中残留率

7.0×10-2（Mタイプ）, 7.5×10-2（Sタイプ） 参考文献10(b) 胸部測定(c) 尿バイオアッセイ
・尿中排泄量6.5 Bq（238U）/1日尿238Uの放射能・摂取後の尿中排泄率2.5×10-2（Mタイプ）,7.0×10-4（Sタイプ） 参考文献10(d) 吸入摂取したウランによる実効線量換算係数（Sv/Bq）
234U

2.10×10-6（Mタイプ）、6.80×10-6（Sタイプ） 参考文献14

235U

1.80×10-6（Mタイプ）、6.10×10-6（Sタイプ）

238U

1.60×10-6（Mタイプ）、5.70×10-6（Sタイプ）- 35 -

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JAEA-Data/Code 2017-004

3.2.3 事例６

傷口汚染事故

想定事故
核燃料物質使用施設において、セル内作業中に前腕部に約 5 cm2 の裂傷が発生した。応急処
置後、GM 管式表面汚染検査計で傷口を測定したところ汚染が確認された。
事故の条件
GM管式表面汚染検査計による測定の結果、皮膚汚染は10 kBqであり、γ線波高分析装置による核種分析を行ったところ、セシウム137（137Cs）が確認された。
評価対象
・作業員の内部被ばく線量及び外部被ばく線量
評価方法
与えられた事故の条件及び評価に必要となるパラメータをTable 3.2.3－1にまとめた。
（評価方法1-①）傷口に付着した137Csのβ線による皮膚の等価線量の評価
・137Csは、傷口内に付着しているが、皮膚汚染と同程度の等価線量を与えると仮定して評価する。
・137Csが皮膚表面に留まり続けると仮定する。
・137Csγ線による皮膚等価線量への寄与は十分小さいと思われるので評価しない。
皮膚の等価線量H（mSv）は、次式により求める。

𝐻𝐻 = 𝐶𝐶 × 𝐶𝐶𝐶𝐶8 × 𝑆𝑆𝐶𝐶 × 𝑇𝑇

ここで、

(3.2.3－1)

𝐶𝐶 ：皮膚上の放射性核種の平均表面密度（Bq/cm2）

𝐶𝐶𝐶𝐶8 ：放射線核種の皮膚β線量率換算係数（(mSv/h)/(Bq/cm2)）

𝑆𝑆𝐶𝐶 ：衣類などによって生じる遮蔽を考慮するための遮蔽係数
𝑇𝑇：被ばくの時間（h）（評価方法1-②）傷口に付着した137Csのγ線（点状線源を仮定）による実効線量の評価
・簡単のため、点状線源を仮定
点状線源からの実効線量

𝐸𝐸 =𝐴𝐴×𝐶𝐶𝐶𝐶6 ×𝑇𝑇 ×(0.5)
𝑋𝑋 2

E（mSv）は、次式により求める。
𝑑𝑑
𝑑𝑑1/2

(3.2.3－2)- 36 -

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JAEA-Data/Code 2017-004

ここで、𝐴𝐴：線源の放射能（kBq）

𝑇𝑇：被ばくの時間（h）

𝑋𝑋：点状線源からの距離（m）

𝑑𝑑：遮蔽厚（cm）

𝐶𝐶𝐶𝐶6 ：実効線量換算係数（(mSv/h)/(kBq)）
𝑑𝑑1/2 ：遮蔽材の半価層（cm）（評価方法2）傷口より取り込んだ137Cs による内部被ばく実効線量の評価
・核燃料物質使用施設におけるセル内作業を想定し、取り込み時の 137Cs の物理的状態は、“Particle（粒子状）” または、“Fragment（破片状）”を仮定する。また、137Cs の全量が体内に取り込まれたと仮定する。
体内に取り込んだ137Csによる実効線量 E（Sv）は、次式により求める。

𝐸𝐸 = 𝐴𝐴 × 𝐶𝐶

(3.2.3－3)

ここで、𝐴𝐴 ：線源の放射能（Bq）
評価結果

𝐶𝐶 ：傷口から取り込んだ放射性物質による実効線量換算係数（Sv/Bq）（評価方法1-①）傷口に付着した137Cs β線による皮膚の等価線量の評価
𝐶𝐶 = 10 kBq/ 5 cm2= 2×103 Bq/cm2

𝐶𝐶𝐶𝐶8 = 1.6×10-3 (mSv/h)/(Bq/cm2)

𝑆𝑆𝐶𝐶 = 1（衣類等による遮蔽なし）
𝑇𝑇 = t（h）（3.2.3－1）式より、

H = 2×103 Bq/cm2× 1.6×10-3 (mSv/h)/(Bq/cm2)× 1 × t（h）
= 3.2 mSv/h× t（h）

・ 約１週間で、皮膚の等価線量限度（for worker）500 mSvに到達する。
・ 取り込み時の物理的状態によっては、傷口付近に、長時間留まる可能性がある。
・ 移行の様子を、何らかの方法でモニタする必要がある。

（評価方法1-②）傷口に付着した137Cs γ線（点状線源を仮定）による実効線量の評価
𝐴𝐴 = 10（kBq）
𝑇𝑇 = t（h）

𝐶𝐶𝐶𝐶6 = 6.2×10-8- 37 -

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JAEA-Data/Code 2017-004

𝑋𝑋 = 0.3（m）（傷口から胸部前面までの距離）

遮蔽材なし（𝑑𝑑 = 0 cm）（3.2.3－2）式より、

E = 10 kBq× 6.2×10-8 (mSv/h)/(kBq)/(0.3 m)2 × T（h）
= 6.89×10-3 μSv/h× t（h）

1年間被ばくし続けたとしても、~60 μSvである。

（評価方法2）傷口より取り込んだ137Csによる内部被ばく実効線量の評価
𝐴𝐴 = 10 ×103 Bq

C = 1.03×10-8 Sv/Bq（粒子状）= 4.77×10-10 Sv/Bq（破片状）（3.2.3－3）式より、

E = 10×103 Bq× 1.03×10-8 Sv/Bq= 103 μSv（粒子状）

10×103 Bq× 4.77×10-10 Sv/Bq= 4.77 μSv（破片状）＊預託実効線量（50年間）

なお、37Cs取込時の物理的状態が、最も大きい実効線量換算係数を与える溶液状（weakly
retained）の場合でも、136 μSvとなる。

- 38 -

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JAEA-Data/Code 2017-004

Table 3.2.3－1

被ばく評価に必要なパラメータ項目

備考(a) 放射線核種情報
・核種

137Cs

Ge検出器により同定

・数量

10 kBq

GMサーベイメータにより測定

・物理的状態

固体（粒子状または破片状） セル内作業中(b) 傷口の情報
・傷口位置

前腕部

直立姿勢で、胸部から30cmの位置と仮定

・傷口面積

傷口に137Csが一様に5 cm2分布していると仮定(c) 137Csによる皮膚のβ線量率換
算係数 𝑪𝑪𝑪𝑪𝟖𝟖(d) 137Cs点状線源から1m位置に1.6 (μSv/h)/(Bq/cm2)

参考文献13

6.2×10-8 (mSv/h)/(kBq）

参考文献13

1.03×10-8 Sv/Bq（粒子状）

参考文献15おける実効線量換算係数 𝑪𝑪𝑪𝑪𝟔𝟔(e) 衣類などによって生じる遮蔽を考慮するための遮蔽係数 𝑺𝑺𝑪𝑪(f) 137Csの傷口摂取による実効線
量換算係数 𝑪𝑪

4.77×10-10 Sv/Bq（破片状）- 39 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

3.3

過去の原子力事故による一般公衆の被ばく線量評価

ここでは、過去の原子力事故により環境中に放出された放射性物質により汚染された環境下で生活する人々の被ばく評価及び災害廃棄物を処理した焼却場から放出された放射性物質による一般公衆の被ばく評価方法についてまとめている。評価方法については、事例７は主に「文部科学省

放射能測定法シリーズ

ゲルマニウム半導体検出器を用いた in-situ 測定法」15)を、

事例８は主に「原子力安全委員会 発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」1)、「原子力安全委員会発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」2)を参考としている。

3.3.1 事例７

汚染環境からの外部被ばく

想定事故ある地域の居住区周辺において土壌を採取し、乾燥及び均一化した後に放射能測定を行った
ところ、原発事故で放出された放射性セシウムによる汚染が認められた。
事故の条件(1) 土壌の採取面積は 0.050 m2、乾燥後の土壌の総質量は 3.0 kg とする。
(2) セシウム137（137Cs）及びセシウム134（134Cs）の放射能濃度は、採取時点でそれぞれ10 Bq/g
乾土及び4.0 Bq/g乾土とする。
(3) 原発事故による汚染から3年が経過したものとする。
評価対象
・放射性セシウムによって汚染した居住区において1年間生活した場合の外部被ばく線量
評価方法
放射性セシウムによって汚染した居住区において1年間生活した場合の外部被ばく線量の評
価のフローをFig.3.3.1－1に示す。評価は手順1から手順5（①、②）に従って行い、それぞれの手順に必要となるパラメータ等を（a）から（j）とした。与えられた事故の条件及び評価に必要となるパラメータ等をTable 3.3.1－1にまとめた。なお、Fig.3.3.1－1の記号（a）～（j）はTable 3.3.1－1の記号にそれぞれ対応している。

（手順1）採取した深さまでの土壌の単位面積当たりの放射能Ii,z（Bq/ cm2）の評価
採取した土壌は均一化されているため、Ii,zを次式により求める。

𝐼𝐼𝑖𝑖,𝑧𝑧 =ここで、

𝐶𝐶𝑖𝑖,𝑧𝑧 ×𝑚𝑚×103
𝐴𝐴×104(3.3.1－1)

Ii,z ：核種iの採取した深さまでの土壌の単位面積当たりの放射能（Bq/cm2）
Ci,z：核種iの採取した土壌の放射能濃度（Bq/g）- 40 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

M ：乾燥土壌質量（kg）
A ：採取面積（m2）（手順2）地表面における放射能濃度Ci,0（Bq/g）の評価
核種iの放射能濃度の深さ変化は次式で表される。

−

𝑧𝑧(3.3.1－2)

𝐶𝐶𝑖𝑖 = 𝐶𝐶𝑖𝑖,0 × 𝑒𝑒 𝛽𝛽

Ci ：核種iのある質量深さにおける放射能濃度（Bq/g）

ここで、

Ci,0 ：核種iの地表面における放射能濃度（Bq/g）z：採取の質量深さ（g/cm2）

β ：鉛直分布を表すパラメータ（g/cm2）
また、zは次式により求める。

𝑧𝑧 =

𝑚𝑚

(3.3.1－3)

𝐴𝐴式(3.3.1－2)をz（g/cm2）について積分をすると、採取した深さまでの土壌の単位面積当たりの放射能Ii,z（Bq/cm2）を得ることができる。
𝑧𝑧

−

𝑍𝑍

𝐼𝐼𝑖𝑖,𝑧𝑧 = ∫0 𝐶𝐶𝑖𝑖,0 𝑒𝑒 𝛽𝛽 𝑑𝑑𝑍𝑍

Ci,0についてまとめると

𝐶𝐶𝑖𝑖,0 =𝐼𝐼𝑖𝑖,𝑧𝑧𝑧𝑧−
𝛽𝛽
𝛽𝛽 (1−𝑒𝑒 )−𝑧𝑧= 𝐶𝐶𝑖𝑖,0 𝛽𝛽 (1 − 𝑒𝑒 𝛽𝛽 )(3.3.1－4)(3.3.1－5)

137Csによる被ばく評価を行う場合、被ばくは子孫核種 137mBaからのγ線によるものなので、Cs-137の放射能から137mBaの放射能を求める必要がある。

𝐶𝐶Ba-137m,0 =𝐼𝐼Cs-137,𝑧𝑧

𝑧𝑧 × 0.944−
𝛽𝛽
𝛽𝛽 (1−𝑒𝑒 )(3.3.1－6)※0.944はCs-137のうち、Ba-137mに壊変するものの割合（参考文献11）- 41 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004（手順3）採取場所におけるインベントリーIi,∞（kBq/m2）の評価
採取場所におけるインベントリーIi,∞（kBq/m2）を次式により求める。

(3.3.1－7)

𝐼𝐼𝑖𝑖,∞ = 𝐶𝐶𝑖𝑖,0 𝛽𝛽 × 10−3 × 104

Ii,∞ ：核種iの採取場所におけるインベントリー（kBq/m2）

ここで、（手順4） 実効線量率𝐸𝐸̇𝚤𝚤 （μSv/h）の評価

実効線量率𝐸𝐸̇𝚤𝚤 （μSv/h）を次式により求める。

(3.3.1－8)

𝐸𝐸̇𝑖𝑖 = 𝐼𝐼𝑖𝑖,∞ 𝐾𝐾𝑖𝑖,𝑚𝑚 𝐾𝐾𝑏𝑏

𝐸𝐸̇𝚤𝚤 ：核種iによる実効線量率（μSv/h）

ここで、

Ki,a ：核種iの放射性核種インベントリーと地上高1mでの空気カーマ率との関係（(μGy/h)/(kBq/m2)）

Kb ：空気カーマから実効線量への換算係数（Sv/Gy）（手順 5-①）核種 i の壊変を考慮する場合の、1 年間の生活における外部被ばく線量 E（mSv）
i
1 年間の生活における外部被ばく線量 Ei（mSv）を次式により求める。
𝐸𝐸̇𝑡𝑡(3.3.1－9)

𝐸𝐸𝑖𝑖 = ∫0 𝐸𝐸̇𝚤𝚤 𝑒𝑒 −𝜆𝜆𝑖𝑖 𝑡𝑡 𝑑𝑑𝑡𝑡 = 𝚤𝚤 (1 − 𝑒𝑒 −𝜆𝜆𝑖𝑖 𝑡𝑡 ) × 10−3
ここで、

𝜆𝜆𝑖𝑖

Ei

：核種iによる1年間の生活における外部被ばく線量（mSv）

𝜆𝜆𝑖𝑖：核種iの壊変定数（1/h）

t：居住区の滞在時間（h）

1日あたりの屋内及び屋外の滞在時間と屋内における木造家屋の低減効果の考慮すると
𝐸𝐸̇

𝑡𝑡

𝑓𝑓

𝑡𝑡

𝐸𝐸𝑖𝑖 = 𝚤𝚤 (1 − 𝑒𝑒 −𝜆𝜆𝑖𝑖 𝑡𝑡 )( 𝑖𝑖𝑖𝑖 + 𝑜𝑜𝑜𝑜𝑜𝑜) × 10−3
𝜆𝜆𝑖𝑖

ここで、

24

24

(3.3.1－10)

tin ：1日あたりの屋内の滞在時間（h）
f：木造家屋の低減効果

tout ：1日あたりの屋外の滞在時間（h）（核種 i の壊変を考慮しない場合）（手順 5-②）1 年間の生活における外部被ばく線量 E（mSv）
i- 42 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

𝐸𝐸𝑖𝑖 = [�𝐸𝐸̇𝚤𝚤 𝑡𝑡𝑖𝑖𝑖𝑖 𝑓𝑓𝑓 + (𝐸𝐸̇𝚤𝚤 𝑡𝑡𝑜𝑜𝑜𝑜𝑡𝑡 )] × 365.25 × 10−3

(3.3.1－11)

評価結果（手順1）採取した深さまでの土壌の単位面積当たりの放射能Ii,z（Bq/cm2）の評価

𝐼𝐼Cs-134,𝑧𝑧 =𝐼𝐼Cs-137,𝑧𝑧 =4.0×3.0×103= 24 Bq/cm2

0.050×104

10×3.0×103
0.050×104= 60 Bq/cm2（手順2）地表面における放射能濃度Ci,0（Bq/g）の評価

𝐶𝐶Cs-134,0 =24

𝐶𝐶Ba-137m,0 == 9.25 Bq/g

6.0−

3.0 (1−𝑒𝑒 3.0 )
60

6.0
−

3.0 (1−𝑒𝑒 3.0 )× 0.944 = 21.8 Bq/g

（手順3）採取場所におけるインベントリーIi,∞（kBq/m2）の評価
𝐼𝐼Cs-134,∞ = 9.25 × 3.0 × 10−3 × 104 = 278 kBq/m2

𝐼𝐼Ba-137m,∞ = 21.8 × 3.0 × 10−3 × 104 = 654 kBq/m2（手順4）実効線量率𝐸𝐸̇𝚤𝚤 （μSv/h）の評価

𝐸𝐸̇Cs-134 = 278 × 3.27 × 10−3 × 0.8 = 7.27× 10−1 μSv/h

𝐸𝐸̇Ba-137m = 654 × 1.27 × 10−3 × 0.8 = 6.64× 10−1 μSv/h（手順5-①）1年間の生活における外部被ばく線量Ei（mSv）（核種iの壊変を考慮する場合）

𝐸𝐸Cs-134 =

7.27×10−1

3.830×10−5

�1 − 𝑒𝑒 −3.830×10−5 ×1×365.25×24- 43 -

� �

16×0.4
24

+

8

24

� × 10−3

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004= 3.3 mSv
𝐸𝐸Ba-137m =6.64×10−1

2.621×10−6= 3.5 mSv

�1 − 𝑒𝑒 −2.621×10−6 ×1×365.25×24

� (16×0.4
24

+

8

24

) × 10−3

以上より、この居住区において1年間生活した場合の外部被ばく線量は、
𝐸𝐸 = 3.3 + 3.5 = 6.8 mSvとなる。

（手順5-②）1年間の生活における外部被ばく線量Ei（mSv）（核種iの壊変を考慮しない場合）
𝐸𝐸Cs-134= [(7.27 × 10−1 × 16 × 0.4) + (7.27 × 10−4 × 8)]
× 365.25 × 10−3

= 3.8 mSv

𝐸𝐸Ba-137m = [(6.64 × 10−1 × 16 × 0.4) + (6.64 × 10−4 × 8)]
× 365.25 × 10−3

= 3.5 mSv

以上より、この居住区における1年間の生活における外部被ばく線量は、
𝐸𝐸 = 3.8 + 3.5 = 7.3 mSvとなる。

- 44 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004（ａ）採取した土壌の放射能濃度
CZ（Bq/g）（手順 1）採取した深さまでの土壌の単位面積当たりの放射能 Iz（Bq/cm3）
ＩＺ =ＣＺ ｍ × 10３（ｂ）乾燥土壌質量Ａ × 10４（ｃ）採取面積𝐼𝐼𝑍𝑍𝛽𝛽（1 − 𝑒𝑒

ー

A（m2）

（ｄ）鉛直分布を表すパラメータβ（g/cm2）（手順 2）地表面における放射能濃度
C0（Bq/g）の評価
𝐶𝐶0 =

m（kg）

𝑍𝑍
𝛽𝛽 ）

（ｅ）採取の質量深さZ（g/cm3）（手順 3）採取場所におけるインベン
トリーI∞（kBq/m2）の評価
𝐼𝐼∞ = 𝐶𝐶0 𝛽𝛽 × 10−3 × 104（手順 4）実効線量率 𝐸𝐸̇ （μSv/h）の評価（ｆ）放射性核種インベントリーと地
上高１m での空気カーマ率との関係
Ka〔(μGy/h)/(kBq/m2)〕

𝐸𝐸̇ ＝𝐼𝐼∞ 𝐾𝐾𝑚𝑚 𝐾𝐾𝑏𝑏（ｇ）空気カーマから実効線量への換
算係数 Kb（Sv/Gy）（手順 5-①）１年間の生活における外部
被ばく線量 E（mSv）（核種の壊変を考慮する場合）
𝐸𝐸̇𝑡𝑡𝑖𝑖𝑖𝑖 𝑓𝑓 𝑡𝑡𝑜𝑜𝑜𝑜𝑡𝑡
𝐸𝐸＝ �1 − eー𝜆𝜆𝑡𝑡 � �+� × 10−3
𝜆𝜆2424（手順 5-②）１年間の生活における外部
被ばく線量 E（mSv）（核種の壊変を考慮しない場合）
𝐸𝐸＝��𝐸𝐸̇ 𝑡𝑡𝑖𝑖𝑖𝑖 𝑓𝑓� + �𝐸𝐸̇ 𝑡𝑡𝑜𝑜𝑜𝑜𝑡𝑡 �� × 365.25 × 10−3（ｈ）壊変定数λ（1/h）（ｉ）居住区の滞在時間

t（h）（ｊ）１日あたりの屋内及び屋外の滞在時間と屋内における木造家屋の低減効果の考慮
・屋内の滞在時間 tin（h）
・屋外の滞在時間 tout（h）
・木造家屋の低減効果 f

Fig.3.3.1－1 汚染した居住区において1年間生活した場合の外部被ばく実効線量の評価
フロー- 45 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

Table 3.3.1－1

被ばく評価に必要なパラメータ等
項(a) 採取した土壌の放射能濃度

Cz

目

備

考

Cs-134：4.0 Bq/g
Cs-137：10 Bq/g(b) 乾燥土壌質量 m

3.0 kg(c) 採取面積 A

0.050 m2(d) 鉛直分布を表すパラメータ β

3.0 g/cm2

参考文献16(e) 採取した質量深さ z

6.0 g/cm2

乾燥土壌質量/採取面積(f) 放射性核種インベントリーと
地上高1 mでの空気カーマ率との関係 Ka

Cs-134：3.27×10-3(μGy/h)/(kBq/m2)
Ba-137m：1.27×10-3

参考文献16(μGy/h)/(kBq/m2)(g) 空気カーマから実効線量への換算係数 Kb(h) 壊変定数 λ(i) 居住区の滞在時間 t

0.8 Sv/Gy

参考文献5

Cs-134：3.830×10-5 h-1

半減期（参考文献12）

Ba-137m：2.621×10-6 h-1

Cs-134：2.0648 y（Cs-137と永続平衡が成立）

Cs-137：30.1671 y

8766 h1×365.25×24(j) 1日あたりの屋内及び屋外の滞在

屋内の滞在時間：16 h

時間と屋内における木造家屋の屋外の滞在時間：8 h低減効果の考慮

木造家屋の低減効果：0.4- 46 -

参考文献17

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JAEA-Data/Code 2017-004

3.3.2 事例８

災害廃棄物焼却処理に伴い放出される排気による被ばく

想定事故
ある焼却施設において、原発事故で放出された放射性セシウムで微量に汚染した災害廃棄物を焼却処分した。
事故の条件(1) セシウム 137（137Cs）及びセシウム 134（134Cs）の放射能濃度は、処分の時点でいずれも100 Bq/kg とする。
(2) 1 日の災害廃棄物の処理量は 45,000 kg とする。
(3) 焼却物の 80%が飛灰へ移行し、残り 20%は主灰として焼却炉内に残るものとする。
(4) 排気フィルタによるセシウムの除去率は99.9%とする。
(5) Cs-137及びCs-134は地上高さ60mの排気筒から24時間連続で放出されるものとする。
(6) 気象条件は以下のとおりとし、事象発生期間中は一定とする。
・風速：2.0 m/s
・大気安定度：C
・風向：北東
評価対象
・一般公衆の被ばく
この処分に伴い大気中に放出された放射性セシウムについて、
ⅰ)地表での風下軸上の最大放射能濃度の地点（焼却施設からの距離）とその濃度ⅱ)地表での風下軸上の最大空気カーマ率の地点（焼却施設からの距離）とその値ⅲ)最大放射能濃度の地点（屋外）に一般成人が1日間滞在した場合の実効線量ⅳ)最大空気カーマ率の地点（屋外）に一般成人が1日間滞在した場合の実効線量
評価方法
放射性セシウムの放出における評価のフローをFig.3.3.2－1に示す。評価は手順1から手順4に従って行い、それぞれの手順に必要となるパラメータ等を（a）から（h）とした。与えられた事故の条件及び評価に必要となるパラメータ等をTable 3.3.2－1及びTable 3.3.2－2にまとめた。なお、Fig.3.3.2－1の記号（a）～（h）はTable 3.3.2－1の記号にそれぞれ対応している。

（手順1）放出量、放出率の評価
放出時間帯（24時間）にわたる放射性セシウムの放出量を次式により求める。

𝐴𝐴𝑖𝑖 = 𝐶𝐶𝑖𝑖 × 𝑉𝑉 ×

𝑓𝑓

100

× �1 −

𝜂𝜂� (3.3.2－1)

100- 47 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

ここで、

𝐴𝐴𝑖𝑖

：核種iの放出量（Bq）

𝑉𝑉：1日の災害廃棄物の処理量（kg）

𝜂𝜂：排気フィルタによるセシウムの除去率（%）

𝐶𝐶𝑖𝑖：核種iの災害廃棄物中の放射能濃度（Bq/kg）

𝑓𝑓：飛灰への移行割合（%）

放射性セシウムの放出率を次式により求める。

𝐴𝐴𝑖𝑖

𝑄𝑄𝑖𝑖 =

𝑡𝑡(3.3.2－2)

ここで、Qi ：核種iの放出率（Bq/h）t：放出時間（h）（手順2）風下軸上放射能濃度分布図及び風下軸上空気カーマ率分布図による特定条件下での放射能濃度及び空気カーマ率
地上高さ60.0 mから放出される放射性雲の風下軸上放射能濃度分布図（Fig.3.3.2－2）から大気安定度Cにおける、特定の条件下（放出高さ：60.0 m、風速：1.0 m/s、放出率：1.0×109 Bq/h）での放射能濃度が最大となる地点の放射能濃度及び風下方向距離を読み取る。
地上高さ60.0 mから放出される放射性雲の風下軸上空気カーマ率分布図（Fig.3.3.2－3）から大気安定度Cにおける、特定の条件下（放出高さ：60.0 m、風速：1.0 m/s、放出率：1.0×109 Bq/h、γ線平均エネルギー：0.5MeV、γ線実効エネルギー1.0MeV/dis）での空気カーマ率が最大となる地点の空気カーマ率及び風下方向距離を読み取る。
（手順3）実際の状況下での放射能濃度及び空気カーマ率の評価
・放射能濃度の評価
手順2で読み取った放射能濃度を、放出核種の放出率及び気象条件（風速）により補正する。

𝜒𝜒𝑖𝑖 =
ここで、

𝜒𝜒0 ×10−6 ×𝑄𝑄𝑖𝑖
𝜒𝜒𝑖𝑖

𝜒𝜒0

𝑄𝑄i

𝑈𝑈

𝑈𝑈

(3.3.2－3)：核種iの実際の状況下での放射能濃度（Bq/cm3）：分布図上の放射能濃度（Bq/m3）：核種iの放出率（GBq/h）：風速（m/s）10−6 ：変換係数（m3/cm3）- 48 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

・空気カーマ率の評価
手順2で読み取った空気カーマ率を、放出核種の放出率、γ線実効エネルギー及び気象条
件（風速）により補正する。

𝐷𝐷𝑖𝑖 =
ここで、𝐷𝐷0 ×𝑄𝑄𝑖𝑖 ×𝐸𝐸𝑒𝑒,𝑖𝑖
𝑈𝑈

𝐷𝐷𝑖𝑖

(3.3.2－4)：核種iの実際の状況下での空気カーマ率（Gy/h）

𝐷𝐷0 ：分布図上の空気カーマ率（Gy/h）𝐸𝐸𝑒𝑒,𝑖𝑖 ：核種iのγ線実効エネルギー（MeV/dis）（手順4）一般公衆の放射性セシウムの吸入摂取による内部被ばく実効線量及び放射性セシウ
ムからの外部被ばく実効線量
・放射性セシウムの吸入摂取による内部被ばく実効線量
手順3で評価した実際の状況下での放射能濃度から、放射性セシウムの吸入摂取による内部被ばく実効線量を次式により求める。

𝐻𝐻𝐼𝐼𝑖𝑖 (Sv) = 𝑒𝑒𝑖𝑖 × 𝜒𝜒𝑖𝑖 × 𝑡𝑡 × 𝐼𝐼 (3.3.2－5)

ここで、

𝐻𝐻𝐼𝐼𝑖𝑖 ：核種iによる実効線量（Sv）

𝑒𝑒𝑖𝑖
𝑡𝑡
𝐼𝐼

：核種iの実効線量係数（Sv/Bq）：滞在時間（h）：呼吸率（cm3/h）

・放射性セシウムからの外部被ばく実効線量
手順3で評価した実際の状況下での空気カーマ率から、一般公衆の放射性セシウムからの外部被ばく実効線量を次式により求める。

𝐻𝐻𝛾𝛾𝑖𝑖 (Sv) = 𝐾𝐾 × 𝐷𝐷𝑖𝑖 × 𝑓𝑓ℎ × 𝑓𝑓𝑜𝑜 × 𝑡𝑡

ここで、

(3.3.2－6)𝐻𝐻𝛾𝛾𝑖𝑖 ：核種iによる実効線量（Sv）

𝐾𝐾

𝑓𝑓ℎ

𝑓𝑓𝑜𝑜

：空気カーマ・実効線量換算係数（Sv/Gy）：建屋の遮蔽係数（1.0）：居住係数（1.0）- 49 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

評価結果（手順1）放出量、放出率の評価放出された核種ごとの放出量は、
𝐴𝐴Cs−134 = 100 × 45,000 × 0.8 × �1 −𝐴𝐴Cs−137 = 100 × 45,000 × 0.8 × �1 −

となる。

99.9
100

99.9
100

� = 3,600 Bq
� = 3,600 Bq

また、核種ごとの放出率は、
𝑄𝑄Cs−134 =𝑄𝑄Cs−137 =

となる。

3,600
24

3,600
24

= 150 Bq/h
= 150 Bq/h

（手順2）風下軸上放射能濃度分布図による特定条件下での放射能濃度及び空気カーマ率
風下軸上放射能濃度分布図及び風下軸上空気カーマ率分布図から読み取った、各地点での放射能濃度及び空気カーマ率は以下のとおりとなる。
・分布図上の放射能濃度の最大値： 10 Bq/m3（排気筒からの距離700 m）
同地点での空気カーマ率：1.3×10-9 Gy/h
・分布図上の空気カーマ率の最大値：1.5×10-9 Gy/h（排気筒からの距離400 m）
同地点での放射能濃度：5.1 Bq/m3（手順3）実際の状況下での放射能濃度及び空気カーマ率の評価
各評価地点における実際の状況下での空気中放射能濃度及び空気カーマ率の評価の結果をTable 3.3.2－3及びTable 3.3.2－4に示す。

（手順4）一般公衆の放射性セシウムの吸入摂取による内部被ばく及び放射性セシウムの外部
被ばく実効線量実効線量
放射能濃度が最大となる地点における内部被ばく実効線量及び外部被ばく実効線量をTable 3.2.2－5に、空気カーマ率が最大となる地点における内部被ばく実効線量及び外部被
ばく実効線量をTable 3.2.2－6に示す。本事例における、一般公衆の被ばく線量としては、
内部被ばく及び外部被ばくの実効線量の合計値が最大となる地点（排気筒の風下方向距離700mの地点）で、1.9×10-10mSvとなる。

- 50 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004（手順 1）放出量 A、放出率 Q の評価𝑓𝑓（ａ）放出核種情報・放出量 A（Bq）

𝜂𝜂

A(Bq)＝𝐶𝐶 × 𝑉𝑉 × 100 × �１ − 100�Q（Bq/h）＝A／t（ｂ）施設条件
・放出時間 t（h）
・災害廃棄物の処理量 V(kg/日)
・飛灰への移行率 f(%)
・フィルタによる除去率 η(%)（ｂ）施設条件・放出源の高さ（手順 2）風下軸上放射能濃度
分布図、空気カーマ率分布図によ る 特 定 条 件 下 で の放 射 能 濃
度 χ0、空気カーマ率 D０の推定（ｃ）基準放射能濃度・風下軸上放射能濃度分布図（ｄ）基準空気カーマ率
・風下軸上空気カーマ率分布図（ｅ）気象条件
・大気安定度、風向（手順 3）実際の状況下における放射能濃度 χ、空気カーマ率 D の評価
𝜒𝜒0 × 10−6 × 𝑄𝑄𝑖𝑖
𝜒𝜒（Bq/cm3 ） =𝑈𝑈
𝐷𝐷０ × 𝑄𝑄ｉ × 𝐸𝐸ｉ
𝐷𝐷（Gy/h） =𝑈𝑈（ｅ）気象条件
・風速 U（m/s）（ａ）放出核種情報
・実効エネルギーEi（MeV/dis）（ｆ）実効線量係数 e(Sv/Bq)（手順 4）一般公衆の放射性セシウ
ムの吸入摂取による内部被ばく
実効線量
𝐻𝐻𝐼𝐼 (Sv) = 𝑒𝑒 𝜒𝜒 𝑡𝑡 𝐼𝐼
一般公衆の放射性セシウムからの外部被ばく実効線量
𝐻𝐻𝛾𝛾 (Sv) = 𝐾𝐾 𝐷𝐷 𝑓𝑓ℎ 𝑓𝑓0 𝑡𝑡

Fig.3.3.2－1（ｇ）呼吸率 I(cm3/h)（ｈ）
空気カーマ・実効線量換算係数 K（Sv/Gy）
建屋の遮蔽係数 fh
居住係数 f0

放射性セシウムの吸入摂取による内部被ばく及び放射性セシウムからの外部被

ばく実効線量の評価フロー- 51 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

風速 : 1.0 m/s

放出高さ : 60.0 m

放出率 : 1.0E+9 Bq/h

10 2

放射能濃度(Bq/m3)
放射能濃度(Bq/m3)

10 1

10 0

10 -1
10 - 1

A

C

B

10 0

D

E

F

10 1
距離(km)

Fig.3.3.2－2

風下軸上放射能濃度分布図（放出高さ60.0 m）4）

- 52 -10 2

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

風速 : 1.0 m/s

放出高さ : 60.0 m

放出率 : 1.0E+9 Bq/h

γ線平均エネルギー : 0.5 MeV/photon

γ線実効エネルギー : 1.0 MeV/dis

10 -8

空気カーマ率(Gy/h)

10 -9

A

10 -10

10 -11
10 -1

B

10 0

C

D

E

F

10 1
距離(km)

Fig.3.3.2－3

風下軸上空気カーマ率分布図（放出高さ60.0 m）4）

- 53 -10 2

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

Table 3.3.2－1

被ばく評価に必要なパラメータ等
項

目

備

考

(a) 放出核種情報
・排気中の存在状態

飛灰（塵埃）

・核種、放射能濃度、γ線実効エ

Table 3.3.2－2参照

参考文献12

ネルギー(b) 施設条件
・放出高さ

地上60 m・放出時間（滞在時間）

24 h

・飛灰への移行率

80 %・フィルタによる除去率

99.9 %

・1日の災害廃棄物の処理量

45,000 kg(c) 基準放射能濃度 𝜒𝜒0

Fig.3.3.2－2参照

参考文献4(d) 基準空気カーマ率 𝐷𝐷0

Fig.3.3.2－3参照

参考文献4

・風速

2.0 m/s

・大気安定度C・風向

北東(f) 放射性セシウムの吸入摂取に

134Cs：

参考文献18・風下軸上放射能濃度分布図

・風下軸上空気カーマ率分布図(e) 気象条件

よる実効線量係数（成人）

6.6×10-9 Sv/Bq
137Cs：

参考文献6

4.6×10-9 Sv/Bq
参考文献6(g) 呼吸率（成人）9.25×105 cm3/h

1年間を8760時間とした。
（365日/年×24時間/日）(h) 空気カーマ・実効線量換算係数

1 Sv/Gy

参考文献2

建屋の遮蔽係数

1.0

参考文献5

居住係数

1.0

参考文献5

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JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

Table 3.3.2－2放出核種、放射能濃度、γ線実効エネルギー

核種

放射能濃度（Bq/kg）

γ線実効エネルギー（MeV/dis）

134Cs

100

1.512

137Cs

100

0.566

Table 3.3.2－3

放射能濃度が最大となる地点（排気筒からの距離700 m）における放射能濃度と空気カーマ率
核種

放射能濃度（Bq/cm3）

空気カーマ率（Gy/h）

134Cs

7.5×10-13

1.5×10-16

137Cs

7.5×10-13

5.5×10-17

Table 3.3.2－4

空気カーマ率が最大となる地点（排気筒からの距離400 m）における放射能濃度と空気カーマ率
核種

放射能濃度（Bq/cm3）

空気カーマ率（Gy/h）

134Cs

3.8×10-13

1.7×10-16

137Cs

3.8×10-13

6.4×10-17

Table 3.3.2－5

放射能濃度が最大となる地点（排気筒からの距離700 m）における実効線量

核種

内部被ばくによる実効線量（mSv）

外部被ばくによる実効線量（mSv）

134Cs

1.1×10-10

3.5×10-12

137Cs

7.7×10-11

1.3×10-12

小計

1.9×10-10

4.9×10-12
1.9×10-10

合計
Table 3.3.2－6

空気カーマ率が最大となる地点（排気筒からの距離400 m）における実効線量

核種

内部被ばくによる実効線量（mSv）

外部被ばくによる実効線量（mSv）

134Cs

5.6×10-11

4.1×10-12

137Cs

3.9×10-11

1.5×10-12

小計

9.5×10-11

5.6×10-12

合計

1.0×10-10- 55 -

JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

4. あとがき
原子力施設の事故発生時において迅速な被ばく線量評価を効率的に行うために、本事例集の活用が期待される。また、本事例集は、緊急時の被ばく評価における参考資料として用いるほか、被ばく評価についての知見・技術の継承に用いることも期待できる。なお、本事例集は、
原子力科学研究所で想定される事故について基本的な評価の考え方を示したものであるため、実際に本事例集を参考に評価を行うに当たっては、対象となる施設の特性に応じたパラメータを選定し、かつ最新の知見を取り入れた上で評価を行うことが望ましい。

謝辞

本事例集の作成にご協力いただいた放射線管理部活性化タスクグループメンバー（山外功太郎氏、山田克典氏、高橋聖氏、上野有美氏、阿部琢也氏）及び放射線管理部 吉澤道夫部長に感謝いたします。

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JAEA-Data/Code2017-004
JAEA-Data/Code 2017-004

参考文献
1) 原子力安全委員会, 発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針, 昭和 57 年 1 月 28 日(平成 13 年 3 月 29 日一部改訂).
2) 原子力安全委員会, 発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針, 平成 2 年 8 月 30
日(平成 13 年 3 月 29 日一部改訂).
3) 原子力安全委員会, 被ばく計算に用いる放射線エネルギー等について, 平成元年 3 月 27 日
(平成 13 年 3 月 29 日一部改訂).
4) 橘 晴夫, 他, 排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性雲からの等空気
カーマ率分布図，JAERI-Data/Code 2004-010, 2004, 19p.
5) 原子力安全委員会, 発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針, 昭和 51
年 9 月 28 日(平成 13 年 3 月一部改訂).
6) ICRP, Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides –Part4 Inhalation Dose Coefficients, ICRP Publ. 71, 1995.
7) 科学技術庁告示第二十号, 試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則等の規定に基づき、線量限度等を定める告示.
8) ICRP, Limits for Intakes of Radionuclides by Workers, ICRP Publication.30 - Part 1,
1979.
9) ICRP, Age-dependent Doses to the Members of the Public from Intake of Radionuclides Part 5 Compilation of Ingestion and Inhalation Coefficients, ICRP Publication.72, 1995.
10) 原子力安全技術センター, 被ばく線量の測定・評価マニュアル, 2000.
11) ICRU, Dosimetry of External Beta Rays for Radiation Protection, ICRU report 56, 1997.
12) 日本アイソトープ協会, アイソトープ手帳 11 版, 2011.
13) 放射線医学総合研究所, 放射線緊急事態時の評価及び対応のための一般的手順（翻訳）,2005.(IAEA, Generic procedures for assessment and response during radiologicalemergency, IAEA-TECDOC-1162, 2000.)14) 日本アイソトープ協会, 作業者の内部被ばくの個人モニタリング（翻訳）, 2001.(ICRP,
Individual monitoring for internal exposure of workers, ICRP Publ. 78, 1997.)
15) R.E.Toohey, L.Bertelli, S.A.Sugarman and D.R.Christensen, Dose coefficients andDerived Guidance and Clinical Decision Levels for Contaminated Wounds, Health
Physics, 2014.
16) 文部科学省, ゲルマニウム半導体検出器を用いた in-situ 測定法, 放射能測定法シリーズ
33, 2008.
17) 除 染 情 報 プ ラ ザ ： 福 島 県 ・ 環 境 省 ホ ー ム ペ ー ジ , 避 難 基 準 に 関 す る Q&A,
http://josen-plaza.env.go.jp/ （2016 年 11 月 9 日参照）.
18) 国立環境研究所

資源循環・廃棄物研究センターホームページ, 放射性物質を含む廃棄物の適正な処理処分（技術資料：概要版）,
http://www.nies.go.jp/shinsai/techrepo_publicver_120725ss.pdf （2016 年 11 月 9 日参照）.

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国際単位系（SI）
表１．SI 基本単位
SI 基本単位

基本量

名称
記号
長
さメ ートル m
質
量 キログラム kg
時
間
秒
s
電
流ア ンペア A
熱力学温度 ケ ル ビ ン K
物 質 量モル mol
光度 カ ン デ ラ cd

表２．基本単位を用いて表されるSI組立単位の例
SI 組立単位
組立量
名称
記号
面
積 平方メートルm2
体
積 立方メートルm3
速 さ ， 速 度 メートル毎秒m/s
加速度 メートル毎秒毎秒
m/s2
波
数 毎メートルm-1
密 度 ， 質 量 密 度 キログラム毎立方メートル
kg/m3
面
積
密
度 キログラム毎平方メートル
kg/m2
比
体
積 立方メートル毎キログラム
電流
密
度 アンペア毎平方メートル
磁 界 の 強 さ アンペア毎メートル
量 濃 度 (a) ， 濃 度 モル毎立方メートル
質量
濃度 キログラム毎立方メートル輝
度 カンデラ毎平方メートル屈折率 (b) （数字の） １
比 透 磁 率 (b) （数字の） １

乗数
24

10
1021
1018
1015
1012
109
106
103

3

m /kg
A/m2
A/m
mol/m3
kg/m3
cd/m2
1
1

102
101

ヨ

表５．SI 接頭語
記号
乗数
名称
タ
Ｙ
シ
10-1 デ

ゼ
タ
エ ク サ

Ｚ
Ｅ

10-2

ペ
テ

タ
ラ

Ｐ
Ｔ

ギ
メ

ガ
ガ

Ｇ
Ｍ

マイクロ
ノ
10-9 ナコ
10-12 ピ
10-15 フェムト

キ
ロ
ヘ ク ト
デ
カ

ｋ
ｈ
da

10-3
10-6

記号

セ ン チ
ミ
リ

ト
10-18 ア
10-21 ゼ プ ト
10-24 ヨ ク ト

d

c
m
µ
n
p
f
a
z
y

表６．SIに属さないが、SIと併用される単位
名称
記号
SI 単位による値
分
min 1 min=60 s
時
h 1 h =60 min=3600 s（a）量濃度（amount concentration）は臨床化学の分野では物質濃度（substance concentration）ともよばれる。
（b）これらは無次元量あるいは次元１をもつ量であるが、そのことを表す単位記号である数字の１は通常は表記しない。

d
°
’

日
度
分

表３．固有の名称と記号で表されるSI組立単位
SI 組立単位
組立量
他のSI単位による SI基本単位による
名称
記号
表し方
表し方
（ｂ）
平
面
角 ラジアン(ｂ)
rad
m/m
1
（ｂ）
(ｂ)
(c)
2
2
立
体
角 ステラジアン
sr
1
m /m
周
波
数 ヘルツ（ｄ）
Hz
s-1
力
ニュートン
N
m kg s-2
圧力
応
力 パスカル,Pa
N/m2
m-1 kg s-2
エ ネ ル ギ ー , 仕 事 , 熱 量 ジュールJNm
m2 kg s-2
仕 事 率 ， 工 率 ， 放 射 束 ワット
WJ/s
m2 kg s-3
電
荷
電気量 クーロン,
CsA
電 位 差 （ 電 圧 ） , 起 電 力 ボルト
VW/A
m2 kg s-3 A-1
静電
容量 ファラドF
C/V
m-2 kg-1 s4 A2
電
気
抵
抗 オーム
Ω
V/A
m2 kg s-3 A-2
コ ン ダ ク タ ン ス ジーメンス
S
A/V
m-2 kg-1 s3 A2
磁
束 ウエーバWb
Vs
m2 kg s-2 A-1
磁
束
密
度 テスラ
T
Wb/m2
kg s-2 A-1
イ ン ダ ク タ ン ス ヘンリーH
Wb/A
m2 kg s-2 A-2
セ ル シ ウ ス 温 度 セルシウス度(ｅ)℃K
光
束 ルーメンlm
cd
cd sr(c)照度 ルクスlx
m-2 cdlm/m2
Bqs-1
放 射 性 核 種 の 放 射 能 （ ｆ ） ベクレル（ｄ）
吸収線量, 比エネルギー分与,
グレイ
Gy
J/kg
m2 s-2カーマ
線量当量, 周辺線量当量,Sv
J/kg
m2 s-2シーベルト（ｇ）
方向性線量当量, 個人線量当量酸素
活性 カタールkat
s-1 mol

1 d=24 h=86 400 s
1°=(π/180) rad1’=(1/60)°=(π/10 800) rad”1”=(1/60)’=(π/648 000) radha 1 ha=1 hm 2=104m2
L，l 1 L=1 l=1 dm3=103cm3=10-3m3t
1 t=103 kg

秒
ヘクタール
リットル
トン

表７．SIに属さないが、SIと併用される単位で、SI単位で表される数値が実験的に得られるもの
名称
記号
SI 単位で表される数値
電 子 ボ ル ト
ダ ル ト ン
統一原子質量単位

eV
Da
u

天

ua

文

単

位

1 eV=1.602 176 53(14)×10 -19J

1 Da=1.660 538 86(28)×10-27kg
1 u=1 Da

1 ua=1.495 978 706 91(6)×1011m

表８．SIに属さないが、SIと併用されるその他の単位
名称
記号
SI 単位で表される数値
バー
ル bar １bar=0.1MPa=100 kPa=10 5Pa
水銀柱ミリメートル mmHg １mmHg≈133.322Pa(a)SI接頭語は固有の名称と記号を持つ組立単位と組み合わせても使用できる。しかし接頭語を付した単位はもはや
コヒーレントではない。
(b)ラジアンとステラジアンは数字の１に対する単位の特別な名称で、量についての情報をつたえるために使われる。
実際には、使用する時には記号rad及びsrが用いられるが、習慣として組立単位としての記号である数字の１は明示されない。
(c)測光学ではステラジアンという名称と記号srを単位の表し方の中に、そのまま維持している。
(d)ヘルツは周期現象についてのみ、ベクレルは放射性核種の統計的過程についてのみ使用される。
(e)セルシウス度はケルビンの特別な名称で、セルシウス温度を表すために使用される。セルシウス度とケルビンの単位の大きさは同一である。したがって、温度差や温度間隔を表す数値はどちらの単位で表しても同じである。
(f)放射性核種の放射能（activity referred to a radionuclide）は、しばしば誤った用語で”radioactivity”と記される。
(g)単位シーベルト（PV,2002,70,205）についてはCIPM勧告2（CI-2002）を参照。

表４．単位の中に固有の名称と記号を含むSI組立単位の例
SI 組立単位
組立量
SI 基本単位による
名称
記号
表し方
-1
粘
度 パスカル秒
Pa s
m kg s-1
力 の モ ー メ ン ト ニュートンメートル
Nm
m2 kg s-2
表面
張力 ニュートン毎メートル
N/m
kg s-2角
速度 ラジアン毎秒
rad/s
m m-1 s-1=s-1
角
加速度 ラジアン毎秒毎秒
rad/s2
m m-1 s-2=s-2
熱 流 密 度 , 放 射 照 度 ワット毎平方メートル
W/m2
kg s-3
熱 容 量 , エ ン ト ロ ピ ー ジュール毎ケルビン
J/K
m2 kg s-2 K-1
比 熱 容 量 ， 比 エ ン ト ロ ピ ー ジュール毎キログラム毎ケルビン J/(kg K)
m2 s-2 K-1
比 エ ネ ルギ ー ジュール毎キログラム
J/kg
m2 s-2
熱伝
導率 ワット毎メートル毎ケルビン W/(m K) m kg s-3 K-1
体 積 エ ネ ル ギ ー ジュール毎立方メートル J/m3
m-1 kg s-2
電界の強さ ボルト毎メートル
V/m
m kg s-3 A-1
電荷密
度 クーロン毎立方メートル C/m3
m-3 s A
表面
電
荷 クーロン毎平方メートル C/m2
m-2 s A電 束 密 度 ， 電 気 変 位 クーロン毎平方メートル C/m2
m-2 s A誘
電率 ファラド毎メートル
F/m
m-3 kg-1 s4 A2
透磁率 ヘンリー毎メートル
H/m
m kg s-2 A-2
モ ル エ ネ ル ギ ー ジュール毎モル
J/mol
m2 kg s-2 mol-1
モルエントロピー, モル熱容量 ジュール毎モル毎ケルビン J/(mol K) m2 kg s-2 K-1 mol-1
照 射 線 量 （ Ｘ 線 及 び γ 線 ） クーロン毎キログラム
C/kg
kg-1 s A
吸収線
量率 グレイ毎秒
Gy/s
m2 s-3放射
強度 ワット毎ステラジアン
W/srm4 m-2 kg s-3=m2 kg s-3
放射輝
度 ワット毎平方メートル毎ステラジアン W/(m2 sr) m2 m-2 kg s-3=kg s-3
酵 素 活 性濃 度 カタール毎立方メートル kat/m3
m-3 s-1 mol

名称

オングストローム
海
里
バ
ー
ン

Å
Ｍ

１Å=0.1nm=100pm=10-10m
１M=1852m

b

ノ
ネ
ベ

ト
パ
ル

kn
Np
Ｂ

１b=100fm2=(10-12cm) 2 =10-28m2
１kn=(1852/3600)m/s

ル

dB

ッ
ー

デ

シ

ベ

SI単位との数値的な関係は、対数量の定義に依存。

エ

表９．固有の名称をもつCGS組立単位
名称
記号
SI 単位で表される数値
ル
グ erg 1 erg=10-7 J

ダ
ポ

イ
ア

ス
ス

ト ー ク
チ
ル

フ
ガ

ォ

ン dyn 1 dyn=10-5N
ズ P 1 P=1 dyn s cm-2=0.1Pa s
ス St 1 St =1cm2 s-1=10-4m2 s-1
ブ sb 1 sb =1cd cm-2=104cd m-2
ト ph 1 ph=1cd sr cm-2 =10 4lx
ル Gal 1 Gal =1cm s-2=10-2ms-2

マ ク ス ウ エ ルガ
ウス
エルステッド（ ａ）

Mx
G
Oe

1 Mx = 1G cm2=10-8Wb
1 G =1Mx cm-2 =10-4T
1 Oe (103/4π)A m-1（a）３元系のCGS単位系とSIでは直接比較できないため、等号「は対応関係を示すものである。

キ
レ
ラ

名称
ュ
リ
ン

レ
ガ

ト

表10．SIに属さないその他の単位の例
記号
SI 単位で表される数値
ー Ci 1 Ci=3.7×1010Bq

ゲ

ン

ン R
ド rad
ム rem
マ γ

フ
ェ
ル
ミ
メートル系カラット

1 R = 2.58×10-4C/kg

1 rad=1cGy=10-2Gy
1 rem=1 cSv=10-2Sv
1 γ=1 nT=10-9T
1 フェルミ=1 fm=10-15m

ト
標

準

気

1 メートル系カラット = 0.2 g = 2×10-4kg
ル Torr 1 Torr = (101 325/760) Pa
圧 atm 1 atm = 101 325 Pa

カ

ロ

リ

ー

cal

ミ

ク

ロ

ン

µ

大

」

1 cal=4.1858J（｢15℃｣カロリー），4.1868J（｢IT｣カロリー），4.184J（｢熱化学｣カロリー）

1 µ =1µm=10-6m（第8版，2006年）