Vol. 54

No.2 2019/6

HOKBAQ 54（2）85 ̶ 146（2019）h t t p : / / w w w. j h p s . o r . j p /保 健 物 理
第 54 巻 2 号（2019 年 6 月）
巻

頭

目

言

次

The Second IRPA International Congress and General Meeting to Be Held in Asia
─In Expectation of Active Promotion and Advancement of Radiation Protection in Asia............................ Jong Kyung Kim (87)
●第 1 部：和文●
解

説
NCRP Report No.180「電離放射線被ばくの管理：米国のための放射線防護ガイダンス」の概要.................................................................................................... 浜田信行，ドナルド資A. クール，ケネス

R. ケース (89)料
地表の放射性核種から放出される直接線の平均光子移動距離の理論解と線量率簡易計算への応用......................................................................................................................................... 大森敏明，加藤信介，糠塚重裕 (103)レポート
学生のための法令教育におけるグループワークの試み.......................... 吉田奈美，宮嵜祥匡，清水裕子，有馬利昭 (115)●第 2 部：英文●
Review
Key Elements for Optimization of Radiation Protection for the Postoperational Phase of Radioactive Waste Disposal.................................................................................................. Haruyuki Ogino, Ryo Nakabayashi and Daisuke Sugiyama (120)Technical Data
Developing an Educational Program to Help Students Learn about the Resident Evacuation Protocols and Contamination
Inspection Undertaken during Nuclear Disasters...................................................................................... Takakiyo Tsujiguchi, Kanako Yamanouchi and Ikuo Kashiwakura (129)
From Japan to the World
Experience and Perspective on Radiation Dose Registry in Japan .......................................... Tomohiro Asano and Atsuo Ito (135)●第 3 部：和文情報●
話

題
日本保健物理学会シンポジウム「福島事故後の内部被ばくの課題の解決に向けて
─不溶性粒子と短半減期核種─」印象記 ........................................................................................................ 佐藤友樹 (137)
放射線防護と放射線生物のお見合い─若手研同士の合同勉強会─
................. 片岡憲昭，中嶌純也，三輪一爾，廣田誠子，坪田陽一，山田椋平，藤通有希，石川純也，砂押正章 (140)

編 集 後 記 . ..................................................................................................................................................................................... (146)

日本保健物理学会編集委員会

委員

E-mail: hobutsu@capj.or.jp

委員長

石川徹夫

副委員長

床次眞司

井上一雅（幹事）

赤田尚史

工藤伸一

黒澤忠弘

迫田晃弘

鈴木敦雄

中村秀仁

永岡美佳

吉田

吉永信治

– 85 –

晃

佐々木道也
Sergei Y. Tolmachev

Japanese Journal of Health Physics
Vol. 54, No. 2 (June 2019)
CONTENTS
Foreword
The Second IRPA International Congress and General Meeting to Be Held in Asia
─In Expectation of Active Promotion and Advancement of Radiation Protection in Asia............................ Jong Kyung Kim (87)

● Part 1: Japanese Articles ●Review
Outline of NCRP Report No. 180 “Management of Exposure to Ionizing Radiation: Radiation Protection Guidance for the UnitedStates” ................................................................................................ Nobuyuki Hamada, Donald A. Cool and Kenneth R. Kase (89)Technical Data
Theoretical Solutions for Mean Traveling Distance of Primary Photons Emitted from Radionuclide in Surface Soil and Its
Application to Estimate Radiation Dose Rates .............................. Toshiaki Omori, Shinsuke Kato and Shigehiro Nukatsuka (103)

ReportTrial Introduction of Group Work in Law Education for College Students.................................................................................... Nami Yoshida, Yoshimasa Miyazaki, Yuko Shimizu and Toshiaki Arima (115)● Part 2: English Articles ●Review
Key Elements for Optimization of Radiation Protection for the Postoperational Phase of Radioactive Waste Disposal. ................................................................................................. Haruyuki Ogino, Ryo Nakabayashi and Daisuke Sugiyama (120)Technical Data
Developing an Educational Program to Help Students Learn about the Resident Evacuation Protocols and Contamination
Inspection Undertaken during Nuclear Disasters.............................................................................................. Takakiyo Tsujiguchi, Kanako Yamanouchi and Ikuo Kashiwakura (129)
From Japan to the World
Experience and Perspective on Radiation Dose Registry in Japan .......................................... Tomohiro Asano and Atsuo Ito (135)● Part 3: Japanese Information ●Topics
Impressions of Symposium [Issues related to internal exposure after the Fukushima accident ─Insoluble cesium-bearing particles
and short-lived radionuclides─] ......................................................................................................................... Yuuki Satou (137)

Joint Meeting of Young Researchers in the Field of Radiation Protection and Radiation Biology............................................................... Noriaki Kataoka, Junya Nakajima, Kazuji Miwa, Seiko Hirota, Yoichi Tsubota,
Ryohei Yamada, Yuki Fujimichi, Junya Ishikawa and Masaaki Sunaoshi (140)

Editorial Board E-mail: hobutsu@capj.or.jp
Editor-in-Chief Tetsuo Ishikawa
Deputy Editor-in-Chief Shinji Tokonami
Kazumasa Inoue (Scientific Secretary) Naofumi Akata
Shin’ichi Kudo
Akihiro Sakoda
Michiya Sasaki
Atsuo Suzuki
Mika Nagaoka
Akira Yoshida
Shinji Yoshinaga
Journal Title History				Japanese Journal of Health Physics, from 2002
Journal of Health Physics, from 1995 to 2001
HOKEN BUTSURI, from 1966 to 1994
– 86 –Tadahiro Kurosawa
Hidehito Nakamura
Sergei Y. Tolmachev

Jpn. J. Health Phys., 54 (2), 87 〜 88 (2019)

Foreword
The Second IRPA International Congress andGeneral Meeting to Be Held in Asia
─In Expectation of Active Promotion andAdvancement of Radiation Protection in Asia
Jong Kyung Kim*1

The International Radiation Protection Association (IRPA) is an international association that is one of the four global pillarsof radiation protection worldwide. As you all know, these pillars are Science through UNSCEAR (United Nations ScientificCommittee on the Effects of Atomic Radiation), Principles through ICRP (International Commission on Radiological Protection),Standards through IAEA (International Atomic Energy Agency), with IRPA addressing Practice. As the international voice ofthe radiation protection professional, IRPA plays an important role as a final delivery medium that prepares guiding principle
documents in the field and continuously gives feedbacks on review comments to relevant organizations so that practical field
experiences can be reflected in recommendations and international standards.
IRPA is an international non-profit association that was first launched in June 1965 and consists of societies related to radiation
protection as members to exchange knowledge and technology in radiation protection (IRPA Website: www.irpa.net). Membership
includes 52 associate societies covering 67 countries, a total of approximately 18,000 individual professionals. IRPA has been
holding international congresses every four years since it hosted its first international congress in Rome, Italy in September 1966.
The IRPA10 congress and general meeting was the first congress to be held in Asia and was held successfully in Hiroshima, Japanin May 2000. Twenty years later the IRPA15 International Congress (www.irpa2020.org) will be held in Seoul, Korea in May 2020.
To date, 14 countries (and their radiation protection societies) have hosted the event, including Italy, Britain, the United States,
France, Israel, Germany, Australia, Canada, Austria, Japan, Spain, Argentina, Scotland/UK, and South Africa.
Since the Fukushima Daiichi nuclear accident caused by the March 11, 2011 earthquake, fears of radiation exposure haveincreased further globally, especially in Northeast Asia. By hosting the international congress for radiation protection, which isa core element of radiation safety, in Northeast Asia to provide a forum for discussion, it is expected to contribute greatly to thetechnical and institutional advancement of the radiation protection field in the region as well as to promote the enhancement of the
public’s acceptability on radiation safety. In this respect, the Congress Theme of IRPA15 was designated as “Bridging RP Culture
and Science - Widening Public Empathy.” It is of great importance to take measures and strategies for radiation protection throughwhich experts and the general public can communicate and empathize with each other. This is because whilst experts may believethat there is virtually no risk of radiation exposure, the public may not feel and accept the same as the experts.
The IRPA15 Congress consists of 48 technical programs on 8 different topic areas. Each of these programs will also address
four specific themes: Ethics, Communication/Public Understanding, Human Capital & Competency, and Culture. It will operate 8*1 Congress President and Chairman of the International Congress Organizing Committee (ICOC), IRPA15.

88

Foreword

plenary sessions and about 15–20 special sessions with various issues and themes. International institutions and organizations IAEA, ICRP, ICRU (International Commission on Radiation Units and Measurements), ILO (International Labor Organization),
IOMP (International Organization for Medical Physics), ISRRT (International Society of Radiographers & RadiologicalTechnologies), NCRP (National Council on Radiation Protection and Measurements), OECD (Organization for Economic
Cooperation and Development)-NEA(Nuclear Energy Agency), PAHO (Pan American Health Organization), UNSCEAR, WHO(World Health Organization), and WNA (World Nuclear Association) - will form several cooperative sessions with IRPA toparticipate in this event. In particular, a special open session under the theme of “Radiation Protection with the People” is being
prepared, which will be a forum for experts and the general public to discuss and share their opinions.
As satellite meetings, the “2020 Spring ICRP Main Commission Meeting” and the “2020 REMPAN (Radiation Emergency
Medical Preparedness and Assistance Network) General Assembly” will be held, and the IAEA TC (Technical Cooperation)
meeting is also expected to be held during this event period. Another notable matter is that NIR (Non Ionizing Radiation) technicalsessions, workshop, and special session will be held for this specific topic, and there will also be a satellite meeting organized by
ICNIRP (International Commission on Non Ionizing Radiation Protection). During this period, a special session and workshop will
also be held in particular for young scientists from all over the world led by the newly launched YGN (Young Generation Network)in IRPA last year. In addition, a total of 25 refresher courses will be opened, covering both beginners and experts. I would like tointroduce JHPS members in advance that such various programs are currently in preparation.
The IRPA15 Congress is expected to involve more than 2,000 people worldwide, and will serve as a forum for discussions
covering academic research, industry and medicine, standards and regulations, culture, and ethics in the field of radiation
protection. In order to present the highest quality of scientific programs, the International Congress Program Committee (IRPA
ICPC) has already conducted meetings with the core group members twice in Seoul and online thrice. Efforts are put forth toinvite world-class experts as presenters to plenary sessions and special sessions. Aside from the publication of the JRP (Journal ofRadiological Protection) international journal, a considerable number of outstanding papers presented in the IRPA15 are expected
to be contributed to the JRPR (Journal of Radiation Protection and Research), a new international journal created jointly by thethree associate societies of ARPS-JHPS-KARP.*
Lastly, although IRPA15 is organized mainly by the KARP, it is IRPA’s vision that all of the RP communities in Asia, led by the
JHPS in a long history, would unite in staging this event successfully.
* ARPS: Australasian Radiation Protection Society, KARP: Korean Association for Radiation Protection.
Jong Kyung Kim
Jong Kyung Kim is a professor emeritus in the Nuclear Engineering Department at Hanyang University in Korea.
2016–2020: (Current) Congress President and Chairman of the International Congress Organizing Committee (ICOC), IRPA15
2014–2017: (Former) President of the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI)
2013–2014: (Former) President of Korean Nuclear Society (KNS)
2010–2013: (Former) Commissioner of the Korea Atomic Energy Commission
2008–2020: (Current) Executive Council Member (2008–) and Vice President for Conference Affairs (2016–) of the International
Radiation Protection Association (IRPA)
2001–2003: (Former) Editor-in-chief of the Journal of KNS (Renamed as “Nuclear Engineering and Technology - NET”)
He received his doctorate in nuclear engineering and radiological sciences from the University of Michigan in 1986.

Jpn. J. Health Phys., 54 (2), 89 〜 102 (2019)

DOI: 10.5453/jhps.54.89

解 説

NCRP Report No. 180「電離放射線被ばくの管理：
米国のための放射線防護ガイダンス」の概要
浜田信行*1, #，ドナルド

A. クール*2，ケネス

R. ケース*3（2019 年 2 月 20 日受付）
（2019 年 4 月 9 日採択）

Outline of NCRP Report No. 180 “Management of Exposure to Ionizing Radiation:
Radiation Protection Guidance for the United States”

Nobuyuki Hamada,*1, # Donald A. Cool*2 and Kenneth R. Kase*3
In the United States of America, the National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP) has prepared
NCRP Report No. 180 “Management of exposure to ionizing radiation: radiation protection guidance for the United States(2018)”, that updates the basic radiation protection recommendations published as NCRP Report No. 116 in 1993. The
recommendations build on previous recommendations of the International Commission on Radiological Protection (ICRP)
and NCRP, and are supported and informed by scientific knowledge, ethical principles, and experience. The recommendations
are designed to prevent occurrence of tissue reactions, reduce the probability of stochastic effects in humans, and establish a
guideline for nonhuman biota focused on population maintenance, while maintaining the benefits to the individual and to thesociety. Radiation protection principles recommended to address human exposures are justification, optimization of protection,and numeric protection criteria for management of dose to an individual. The key to radiation protection is optimizationof protection, which is to be applied in all exposure situations and circumstances. Ethical principles of beneficence, nonmaleficence, autonomy and justice are highlighted and useful to clarify interests when making decisions on complex
situations. This review provides an outline and summary of the key points of NCRP Report No. 180.
KEY WORDS: NCRP Report No. 180, basic recommendations, justification, optimization of protection, numeric protection
criteria, ethical foundations, psychosocial effects, radiation protection culture, medical exposure, emergency
worker.
I

は じ

め に

社会に提供している 1)。NCRP の放射線防護体系の基本的枠組みをまとめた主勧告（基本勧告）は，1993 年に米国放射線防護審議会（NCRP）は，放射線の防護・刊行した NCRP Report No. 116「電離放射線被ばくの制測定について調査し，その成果を，NCRP 刊行物（数限」（1993 年勧告）2) が最新の主勧告であったが，26 年

100 頁のレポート，100 頁前後のコメンタリー，10 頁未ぶりに新たな主勧告を NCRP Report No. 180「電離放射満の声明のいずれか）としてまとめ，米国連邦政府や線被ばくの管理：米国のための放射線防護ガイダンス」*1（一財）電力中央研究所原子力技術研究所放射線安全研究セ

Nuclear Sector, Radiation Safety, Electric Power Research Institute(EPRI), 1300 West WT Harris Blvd, Charlotte, NC 28262–2867, USA.

ンター；東京都狛江市岩戸北 2–11–1（〒 201–8511）
Radiation Safety Research Center, Nuclear Technology ResearchLaboratory, Central Research Institute of Electric Power Industry(CRIEPI); 2–11–1 Iwado-kita, Komae-shi, Tokyo 201–8511, Japan.

*2 電力研究所原子力部門放射線安全分野；米国ノースカロライ
ナ州シャーロット市西 WT 大通り 1300（NC 28262–2867）*3 米国オレゴン州メドフォード市スカイラインドライブ 1137
（OR 97504–8587）
1137 Skyline Dr., Medford, OR 97504–8587, USA.
#
Corresponding author; E-mail: hamada-n@criepi.denken.or.jp

90Nobuyuki Hamada, Donald A. Cool and Kenneth R. Kase

（2018 年勧告）3) として 2019 年 2 月に刊行した。本稿で員会（CC）を立ち上げることになった。その第 1 号が，は，2018 年勧告 を刊行するまでの経緯（II 章），勧告

NCRP の 1993 年勧告 2) を，ICRP の Publication 103（2007の概要（III 章），これまでの勧告との主な違い（IV 章）

年勧告）8) に基づいて更新するために，2014 年の第 2 四を解説するとともに , 今後の動向を述べる（V 章）。

半期に立ち上げた CC 1「米国のための放射線防護ガイ

3)

II

NCRP Report No. 180 刊行の経緯

ダンス」である。
CC 1 は，Kenneth R. Kase 氏が委員長，Donald A. Cool

NCRP は，1971 年 に 主 勧 告 と し て NCRP Report No.

氏が共同委員長，13 名の委員，3 名の顧問から構成さ

39「放射線防護基本規準」（1971 年勧告） を刊行した。

れ，全員，米国人が委員を務めた。これら 18 名のうち，その後，国際放射線防護委員会（ICRP）の Publication2012 年 〜 2018 年 に NCRP 会 長 を 務 め た John D. Boice

26（1977 年 勧 告 ） に基づいて，NCRP は 1987 年に 主

Jr. 氏だけが，1993 年勧告 2) の作成に関与した経験を持つ。

勧告として NCRP Report No. 91「電離放射線被ばく限CC 1 の活動費は，米国原子力規制委員会（NRC）と疾度の勧告」（1987 年勧告） を刊行した。そして，ICRP

病管理予防センター（CDC）が提供した。

4)

5)

6)

の Publication 60（1990 年勧告） に基づいて，NCRP は

CC 1 は，2014 年 9 月から 2015 年 12 月の間に米国メ1993 年 勧 告 2) を 刊 行 し た。NCRP の 1993 年 勧 告 2) は，リーランド州ベセスダにある NCRP 本部で会合を 5 回開

ほぼ ICRP の 1990 年勧告 7) に基づいているが，下記 6催した。2016 年 3 月 30 日付けの草案（154 ページ）を点が両者の主な違いである。

同年 3 月末から 7 月まで全 PAC に回覧し，その意見を［1］ 作 業 者 の 実 効 線 量 限 度。ICRP は，5 年 平 均

検討するために，
同年 9 月 7 日〜 8 日に会合を開催した。

20 mSv/年を基本として，柔軟性のために 50 mSv/年も2017 年 4 月 4 日〜 5 日に会合を開催して草案を改訂し，勧告。NCRP は，
10 mSv/年 × 年齢（年）を基本として，その概要を，Boice 氏が 2017 年 5 月号の米国保健物理学

柔軟性のために 50 mSv/年も勧告。例えば，20 歳から会ニュースレター（Health Physics News）の「The Boice

70 歳までの 50 年間に実効線量限度レベルの被ばくをReport」コーナーで紹介した 9)。2017 年 6 月 20 日付け仮定すると，ICRP の場合は 1 Sv，
NCRP の場合は 0.7 Svの 草 案（183 ペ ー ジ ） に つ い て，2017 年 6 月 22 日 〜

7)

となる。

7 月 24 日 に 審 議 会 査 読 と 公 開 意 見 募 集 を 実 施 し た。

［2］公衆の実効線量限度。ICRP は，1 mSv/年を基本

2018 年 3 月 6 日 に， ベ セ ス ダ で 開 催 し た NCRP 総 会として，特殊な状況のために 5 年平均 1 mSv/年を勧告。

で，2018 年 2 月 1 日付けの草案（112 ページ）の概要を

NCRP は，1 mSv/年を基本として，稀な被ばくのため

Cool 氏が紹介した。2018 年 12 月 31 日に最終校正の確に 5 mSv/年も勧告。

認が完了し，2019 年 2 月 4 日に，NCRP Report No. 180 3)［3］ 妊 娠 作 業 者 の等 価線量限度。ICRP は，妊 娠 のの刊行を NCRP のウェブで公開した 10)。なお，ICRP は，申告から残りの妊娠期間，女性作業者の腹部表面にCC 1 草案に助言をするためのタスクグループ 100「NCRP

2 mSv を勧告。NCRP は，妊娠が判明してから胚・胎審議会委員会 1 に関する ICRP 反映グループ」（委員長

児に 0.5 mSv/月を勧告。

は Jacques Lochard 氏）を主委員会の傘下に 2015 年 10［4］ 陽 子 線（> 2 MeV） の 放 射 線 加 重 係 数（wR）。

月に立ち上げて，2018 年 4 月まで活動した。

ICRP は 5，NCRP は 2 を勧告。なお，ICRP の 1990 年

2018 年勧告 3) は，表紙を含めて 144 ページあるが，

勧告 7) における weighting は，荷重と邦訳されてきたが，勧告の本文は 71 ページで，付属書 A，用語解説，略語

本稿では加重とする。

と引用文献リストを含めて 95 ページ（なお，1993 年勧［5］ 公 衆 の ラ ド ン。ICRP は， 勧 告 な し。NCRP は，

告 2) は，表紙を含めて 95 ページあるが，勧告の本文は救済措置レベルとして 7 mJh m–3/年（5 mSv/年）を勧告。

56 ページで，付属書 A，用語解説と引用文献リストを［6］無視可能個人線量。ICRP は，勧告なし。NCRP は，含めて 65 ページ）であり，ICRP の主勧告（1990 年勧

線源か行為あたり 0.01 mSv/年（無視可能個人リスク

告 7) は 201 ページ，2007 年勧告 8) は 332 ページ）より文レベルである 10–7/年に基づく）を勧告。

量がかなり少ない。2018 年勧告 3) は，大要，1 章（導入），

NCRP の刊行物は，7 つの各専門委員会（PAC 1 から

2 章（放射線防護体系の倫理的基盤），3 章（放射線防護

PAC 7）の傘下に設置される科学委員会（SC）が作成し体系），4 章（勧告の基礎），5 章（数値防護規準），付属てきたが，PAC 横断的な NCRP 刊行物を効率的に作成

書 A（数値防護規準に使用した放射線量の定義）によりするために，各 PAC からの委員で構成される審議会委構成されている。次章では，2018 年勧告 3) の概要を紹Outline of NCRP Report No. 180 “Management of Exposure to Ionizing Radiation: Radiation Protection Guidance for the United States”

91

効線量，妊娠作業者の胚・胎児への確率的影響には等価介する。

線量，ラドンとその子孫核種による確率的影響には空中

NCRP Report No. 180 の勧告概要

III

放射能濃度，ヒト以外の生物種には吸収線量を用いる。

大要は，各章の説明との重複を避けるために本稿での紹介は割愛し，1 章から 5 章の概要を以下に述べる。

組織反応の放射線加重吸収線量は，高 LET 放射線に，
放射線加重係数（wR）ではなく，生物学的効果値（biologicaleffectiveness value）を使用する線量で，今回 NCRP が導1.

導入入した。生物学的効果値は，地球低軌道で活動する宇宙（1）勧告の目的と放射線防護体系の 3 原則

飛行士に対して，2000 年に NCRP Report No. 132 14) で勧ヒトについては，組織反応（確定的影響）の発生を防告した生物学的効果比（RBE）の値を使用する。確率的止して，放射線被ばくが生じる活動から個人や社会が受影響の実効線量と等価線量には，2007 年勧告 8) の wR とける便益を維持しつつ，確率的影響（主にがん）の確率

組織加重係数（wT）を使用する。線量の詳細は，2018を低減するために，勧告を設計している。ヒト以外の生

年勧告 3) の付属書 A に記載されている。

物種については，ヒトへの便益を不必要に制限しないよ（5）ヒト以外の生物種への防護アプローチ

うに，影響を受ける生物種の集団維持に主眼を置いた防米国では，重要な措置の意思決定の一環として，環境護ガイドラインを示す。

への潜在的な影響の考慮を必要とする法的な規制の枠組

正当化，防護の最適化，個人線量管理のための数値みが確立されている。米国国家環境政策法 15) や意思決防護規準（numeric protection criteria）を放射線防護体系

定文書の関連から，放射線は考慮するひとつの因子に過の 3 原則とする。ICRP は，1977 年勧告 で正当化，防ぎない。ヒトに便益をもたらす活動を可能にしたまま，

護の最適化，個人の線量制限を提案し，この 3 原則は影響を受ける生物種の集団を維持することが，NCRP の2007 年勧告 でも適用されている。NCRP は，個人線量ガイダンスの主眼である。

5)8)管理のため，そして，規制のための線量限度として使用
する以外の事情のために，線量制限の代わりに数値防護規準を適用する。米国では，防護の最適化を ALARA 原

2.

放射線防護体系の倫理的基盤

倫理的基盤には，道徳的重要性，倫理学理論，倫理的則と通常参照する。

原則という 3 つの要素がある。道徳的重要性については，（2）対象者

ヒトの放射線防護を優先するが，ヒト以外の生物種の放勧告は，放射線に被ばくするヒトの衛生と福祉，ヒト

射線防護にも注意を払う。ヒトの放射線防護の意図は，以外の生物種の放射線防護を担当する米国の連邦と州の組織反応の防止，確率的影響（主にがん）の確率の増加

政府機関を特に対象として作成しているが，放射線防護

を合理的な程度に低減することである。ヒト以外の生物の実施者，保健物理士，医療従事者，作業者，公衆，メ

種の放射線防護の焦点は，有害影響が生物種の集団維持

ディア関係者などにも有用な情報を提供する。

にいつ影響を及ぼすか確認することである。善悪の倫理（3）勧告の基礎

学理論については，目的論（功利主義など），義務論（平

生物学的過程の大きな変動性と，低線量・低線量率で等主義など），徳倫理のいずれも放射線防護体系に重要の確率的影響の推定に関する大きな不確実性を認識しで，どれが特に重要ということではない。倫理的原則にて，確率的影響（主にがん）に対するほぼ直線の線量効

ついては，害の回避（無危害）を優先するが，便益（善果関係という単純化した慎重な仮定の適用に関する勧行）と個人の自立性尊重も重要であり，正義は単に平等

告を継続する 。ここで，線エネルギー付与（LET）がではなく公正として勧告に導入済みである。特に利益相低い放射線に対して，低線量は < 100 mGy（急性線量），

反が内在する場合の放射線防護の意思決定時に，これら低線量率は < 5 mGy/ 時（累積線量）を指すの倫理的原則を使用する。

11)

12, 13)。

放射線防護の体系と原則は，放射線影響の科学的知見，
放射線防護体系

倫理的原則と経験に基づく。

3.

（4）放射線の量（1）被ばく状況と被ばくカテゴリー

ヒトでの低 LET 放射線の組織反応には組織平均吸収

ICRP の 3 つの被ばく状況（計画，現存，緊急時）は，

線量，高 LET 放射線の組織反応には放射線加重吸収線

異なる被ばくの生じ方を考える上で有用である。
しかし，

量（radiation-weighted absorbed dose），確率的影響には実被ばく状況間での厳格な境界は混乱を招くこともある

92

Nobuyuki Hamada, Donald A. Cool and Kenneth R. Kase

し，被ばく状況をよく定義できないことがあるし，放射理的原則は，便益と害の回避で，公正によっても支持さ

線防護体系の適用には説明を受けた上で判断するためのれる。数値防護規準は，便益とのバランスに関係なく，柔軟性も必要である。放射線防護体系を 3 つの被ばく状

特定の個人への害への境界になる。数値防護規準（具体況で厳格に構築すべきでないため，これらの区分を使用

的数値は本稿の III.5 を参照）は，医療被ばくとバックせず，線源の性質，被ばくする個人，被ばくの事情，線グラウンド放射線被ばく（例外：居住地や作業場のラド源と被ばくのリスクにあるヒトの措置を規制当局が管理

ン，太陽・宇宙放射線職業被ばく）に適用しない。

可能かによって特徴づけられる特定の被ばく状況に主眼

被ばくの線源が良く知られ，特徴付けられ，安定してを置く。緊急時からより管理された状況への移行時に，おり（日常的活動で被ばくの大幅な変動が予期されな規制当局や責任は変化するかもしれないが，その変化にい），あらかじめ被ばく管理のための防護戦略（先行管よって，放射線防護体系の適用のされ方は変化しない。

理プログラム）を計画できて線源に実施可能な場合のみ，

被ばくカテゴリーは，職業被ばく，公衆被ばく，医療

数値防護規準を規制のための線量限度（規制当局が確立

被ばく（患者，その介助者と介護者，医学生物研究でのする法的境界）として適切に使用できるが，その他の場

志願者），緊急作業者，ヒト以外の生物種の 5 つとする。

合の使用は適切でない。

正当化，防護の最適化，数値防護規準を放射線防護の原（4）放射線防護文化則とする。害の回避（無危害）と便益（善行）が正当化

プラスな効果を生む放射線防護文化は，機関の環境にの決定に重要な倫理的原則で，便益が害の回避を上回る。

適用する放射線防護プログラムの効果的な確立と履行を1993 年勧告 で勧告した無視可能個人線量（線源か促進する。特に今回焦点を当てたいことは，放射線防護

行為あたり実効線量で 0.01 mSv/年）の勧告を継続する。

文化の促進により，さまざまな勧告の効果的な履行を増

事実上全ての被ばく状況で，年間 0.01 mSv の被ばくに強するという面で，本質的な価値があることを認識するよるリスクは，更なる線量低減努力を是認しないと合理ということである。プラスな効果を生む放射線防護文化的に考えることができる。

を確立するために，世界中の放射線防護職業団体が支持（2）医療被ばくの最適化しているとして，国際放射線防護学会の指針 19) を紹介

医療放射線防護の改善を継続する機構として，米国医

している。

2)

学物理学会主導の放射線画像診断被ばく低減キャンペー
勧告の基礎ンである画像診断における放射線安全連合（小児向けの

4.

Image Gentry と成人向けの Image Wisely）のようなプロ（1）ヒトでの確率的影響

グラムを支援する（NCRP は，
これらのプログラムにパー

生物研究で認められているしきい線量の存在やホルミ

トナーとして関与している）。

シスは，普遍的に適用可能な応答を予測する関係性とし

医用画像取得時に，画質を管理して患者の確率的影響て一般化できない。疫学と生物学のそれぞれは進歩し続のリスクの低減に助力する特定の適切な機構として，診けていても，これらの繋がりは不明なままであるため，

断参考レベルと達成可能線量に関する 2012 年の勧告

確率的影響の放射線デトリメントの根拠として疫学的証16)を継続する。診断参考レベルと達成可能線量は，最適化

拠の使用を継続する。

のためのツールであって，線量限度でも医療放射線の適

NCRP Commentary No. 27 11) の結論に基づいて，生物

切な使用の絶対的な決定要因でもなく，治療には適用で学的過程には大きな変動があることと低線量・低線量率きない。

に相当な不確実性があることを認識しつつ，放射線防透視下介入手技の安全な実施には，予期せぬ，あるい

護体系を履行するための慎重で実践的なアプローチとは回避可能な組織反応を防止するために，患者の線量管して，直線しきい線量なし（LNT）モデルの使用の勧告

理が必要であるを継続する。線量・線量率効果係数（DDREF）は 2 の17, 18)。

（3）数値防護規準

勧告を継続する。2007 年勧告 8) の放射線デトリメント

ICRP は，計画被ばく状況で線量限度と呼んでおり，で調整したがんと遺伝性影響の名目リスク係数を適用す

防護の最適化のための数値規準として，計画被ばく状況る。

に線量拘束値，現存被ばく状況と緊急時被ばく状況に参（2）ヒトでの非がん影響

考レベルも設定している 8)。数値防護規準は，線量制限

皮膚と四肢（肘から手の指先と膝から足のつま先）によりも広い原則である。数値防護規準を支持する主な倫

ついては，NCRP Report No. 130 20) と NCRP Statement No.

Outline of NCRP Report No. 180 “Management of Exposure to Ionizing Radiation: Radiation Protection Guidance for the United States”

9 21) の結論に基づいて，皮膚のバリア機能崩壊とその後

93

未満での放射線影響評価は不要と結論する。

の感染が予期されないことを確認するために，線量は，数値防護規準70 μm 深さで最も被ばくした 10 cm2 の平均吸収線量と

5.

する。

（1）導入

眼 の 水 晶 体 に ついては，従来 推定されてき た より

本稿の III.3（3）で述べた一部の場合に限り，規制のも か な り 低 い 線 量 で 影 響 を 示 す 証 拠 が あ る。NCRP

ための線量限度として数値防護規準を適切に使用できるの結論に基づいて，現在の見識レ

が，それは安全かそうでない放射線レベルを定義する値

ベルではしきい線量の有無を判断できないが，作業者のではない。数値防護規準は，社会への便益（善行）とバ

水晶体線量限度を改訂する（詳細は本稿の III.5（2）をランスをとった個人への害の回避（無危害），および，参照）。

正義という倫理的原則によって支持される。

Commentary No. 26

22)

心血管疾患は，従来推定されてきたより低い被ばく線「数値防護規準を越えるべきではない」は，個人線量量での因子かもしれない証拠があるが，放射線防護体系

管理の第 1 の目的が，適用可能な数値防護規準に適合す

全体の放射線デトリメント計算に心血管疾患を含めるアることで，それから防護の最適化を適用することを意味

プローチを開発するための十分な証拠はない。

しており，規制のための線量限度として適切であること

通常経験する低 LET 放射線被ばくの評価では，中枢を意図している訳ではない。初期線量が数値防護規準を神経系への放射線影響（認知症，パーキンソン病，アル上回っていることは，緊急状況と結論する基礎に必ずしツハイマー病，運動ニューロン病）は，今のところ確認もならない。状況の特徴に基づいて，緊急措置が必要かされている因子ではない。宇宙探査ミッション搭乗員のも不要かもしれないが，線量が数値防護規準を上回る場

高原子番号・高エネルギー粒子（銀河宇宙線）被ばくは，合は，被ばくの低減がおそらく合理的であることを意味

おそらく例外である。

するととらえるべきである。

（3）ヒトでの心理社会的影響（2）職業被ばく

心理社会的影響は，放射線被ばくの可能性がある場合

確率的影響に対する防護や実際の被ばく後の重要な影響であると認識されてお・ 18 歳以上の作業者個人は，実効線量で 50 mSv/年をり，チェルノブイリ事故や福島第一原子力発電所事故の越えるべきではない。線源が安定し，特徴づけられ，

主な健康影響として記載されている。
心理社会的影響は，

先行管理プログラムが実施されていれば，規制のた

線量とあまり相関せず，放射線自体よりも恐れによる。

めの線量限度として使用が適切である。個人への生

心理社会的影響は，望まない，不本意な，きちんと記載

涯累積実効線量は 10 mSv/年 × 年齢（年）を越える

されていない，あるいは疑いのある放射線被ばくで生じべきではない。しかし，線量を追跡するための費用る。心理社会的影響には，不安，恐れ，社会的烙印，不や諸手続きの観点から，生涯累積線量の記録が困難

眠症，心的外傷後ストレス応答，医学的に説明がつかななことを認識している。また，2007 年勧告 8) の実

い身体症状がある。

効線量限度（5 年平均 20 mSv/年）は，2018 年勧告 3)

被ばくの社会的・心理学的影響，被ばくの可能性，講の生涯累積線量より高くなり得るが，代替アプロー

じる防護措置の影響は重要である。これらの影響は，必チであると認識している。なお，放射線デトリメン

ずしも線量と相関しておらず，計測・実証可能な線量がトが約 5% になる 1,000 mSv を生涯実効線量ベンチなくとも生じることがあり（恐れにしきい線量はない），

マークとして，その 5% である 50 mSv/年とともに，数 10 年後先というより短期的に生じる。

生涯にわたる線量（と放射線デトリメント）の蓄積（4）ヒト以外の生物種での影響を考慮して 10 mSv/年 × 年齢（年）を数値防護規準

米国国家環境政策法の下で，放射線防護体系の観としており，これらの組み合わせと防護の最適化に点からの評価は，正当化と防護の最適化の解析であり，より，柔軟性が提供されるともに，生涯累積線量が措置を講じるか，環境防護のオプション選択に関する意

1 Sv より十分低く維持されることを期待している。

思決定の通知を助ける。ヒト以外の生物種の集団線量推

この数値防護規準は，1993 年勧告 2) からの継続で

15)

定は，意思決定に有用で，ヒトへの被ばくが生じない場ある。

合に重要かもしれない。ガイダンスは，ヒト以外の生物

・ 教育・作業に伴う 18 歳未満の個人は，実効線量で種の組織における吸収線量率として設定し，その線量率

1 mSv/年を越えるべきではない。線源が安定し，特94Nobuyuki Hamada, Donald A. Cool and Kenneth R. Kase

徴づけられ，先行管理プログラムが実施されていれの更なる放射線ヨウ素被ばくは最小限に留めるか回ば，規制のための線量限度として使用が適切である。

避すべきである。

内部被ばくは，避けるべきである。公衆への数値防護規準とは別に考慮すべきである。この数値防護規
準は，1993 年勧告 からの継続である。
2)・ 商用航空機乗組員は，米国で年間平均実効線量が最も高いと思われる職種である。
・ 多く の 産 業 が，自 然 起 源 の放 射 性物 質（NORM）

・ 施設内での局所的な緊急事態により，公衆被ばくをを含む材料や，人為的に濃度が高められた NORM

避けるための措置が必要になるかもしれない。この（TENORM）を生産する工程を使用している。大半

ような事情では，放射線より他のリスクが大きいかの工程は，放射性物質の使用を目的としていないが，もしれず，線源が管理されていないかもしれず，実有意な被ばくを引き起こす可能性が識別されてい効線量が 50 mSv/年を越えるかもれない。このようる。放射性物質の存在，濃度と被ばくを評価すべきな事情は，事故的にも，状況の管理を確立する過程

であり，必要に応じて，被ばくと環境への損傷を防でも生じる。重要な救命措置や状況の管理を回復止するために，放射性物質を含む廃蒸気の管理・適させるための措置には，志願者を採用すべきであ

切な処分の措置を講じるべきである。

る。このような局所的な緊急作業に伴う被ばくは，・ < 300 Bq/m3（目標は ≤ 100 Bq/m3）となるようにラ

50 mSv/年にも 10 mSv/年 × 年齢（年）にも含めない。

ドン低減措置を講じても作業場の空中放射能濃度が状況の管理が確立したら，救済の完了まで，汚染区> 300 Bq/m3 であれば，作業者の実効線量にラドン域への出入りは管理され，個人防護の手法で各個人の寄与を含めるべきである。ラドンの空中放射能濃が防護されるが，この事情では，通常の職業被ばく

度が ≤ 300 Bq/m3 であれば，作業被ばくでのラドン管理が適用される。

とトロンの考慮は不要である。この勧告は，ICRP

・ 透視下介入手技のような医療業務に際して，患Publication 126 24) と一致している。実践的な観点か者の救命，あるいは，患者への重篤で修復不可能ならも，倫理的な観点からも，喫煙者と非喫煙者に別損傷の防止のために，50 mSv/年を越えざるを得なの勧告はしない。米国でトロンの集団被ばくを評価

い場合でも，生涯累積実効線量に対する勧告は医療するためのデータがないため，今の勧告はラドンだ

従事者に適用される。しかし，医療従事者が緊急作

けの空中放射能濃度に基づいているが，トロンの空業者として被ばくする線量は，50 mSv/年と 10 mSv/

中放射能濃度の情報が得られたら，ラドンの空中放

年 × 年齢（年）のいずれにも含めない。

射能濃度に加えることが得策である。

17)

・ 妊娠作業者が妊娠を申告してから，妊娠作業者の職

・ 米国航空宇宙局（NASA）宇宙活動乗務員のがんに業被ばくに伴う胚・胎児は，等価線量で 0.5 mSv/月

ついては，性別・年齢・喫煙歴を考慮した各乗務員を越えるべきではない。線源が安定し，特徴づけら

個人への生涯実効線量限度として，被ばく誘発死亡

れ，先行管理プログラムが実施されていれば，規制リスク（REID）の 3% の 95% 信頼区間の上限を越のための線量限度として使用が適切である。胚・胎

えないこととしている（なお，組織反応には，年齢・児が被ばくする全ての状況で，精神遅滞とがんに性別に関係なく，放射線加重吸収線量での短期線量

対する胚・胎児の感受性を考慮すべきである。妊娠限度と生涯線量限度を適用している）25)。

作業者（母親）は職業被ばく，その胚・胎児は公衆組織反応に対する防護

被ばくと考える。0.5 mSv/月は，胎内被ばくによる・ 皮膚，四肢，水晶体の数値防護規準の単位は，臓器生涯がんリスクを管理する必要性を反映しており，

平均吸収線量とする。本稿の III.1（4）で述べたと< 0.5 mSv/月での組織反応リスク（精神遅滞や小頭おり，高 LET 放射線の場合は，臓器平均吸収線量症など）は無視できる。この数値防護規準は，1993に生物学的効果値を乗じた放射線加重吸収線量とす

年勧告 からの継続であり，このアプローチを変更る。

2)

する必要性を示唆する新たな疫学的証拠や実用上の・ 皮膚と四肢の外部被ばくについては，70 μm 深さで問題の証拠もない。胚・胎児の健康影響と防護指針の最も被ばくした 10 cm2 の平均吸収線量が 0.5 Gy/

は，NCRP Report No. 174

で議論した。母親が放年を越えるべきではない。線源が安定し，特徴づけ

射性ヨウ素を摂取すると，先天性甲状腺機能低下症

られ，先行管理プログラムが実施されていれば，規の誘発の可能性があるため，妊娠を申告した個人へ制のための線量限度として使用が適切である。皮膚23)Outline of NCRP Report No. 180 “Management of Exposure to Ionizing Radiation: Radiation Protection Guidance for the United States”

95

が別々に被ばくする場合，被ばく部位が重複しなけと同じ数値防護規準（70 μm 深さでの最も被ばくしれば足さず，重複すればイベントごとではなくカレ

た 10 cm2 の平均吸収線量が 0.5 Gy/年）を適用する。

ンダー年で 0.5 Gy/年を適用する。

水晶体については，吸収線量が 15 mGy/年を越える

・ 水晶体については，吸収線量が 50 mGy/年を越えべきではない。これらの数値防護規準は，線源が安るべきではない。線源が安定し，特徴づけられ，定し，特徴づけられ，先行管理プログラムが実施さ

先行管理プログラムが実施されていれば，規制のれていれば，規制のための線量限度として使用が適ための線量限度として使用が適切である。NCRP

切である。

Commentary No. 26

22)の結論に基づいて，1993 年勧告 での 150 mSv/年から 50 mGy/年に改訂する。
2)（4）医療被ばく患者の介助者と介護者については，事例あたりの実効（3）公衆被ばく

線量が，≥ 18 歳は 5 mSv，< 18 歳は 1 mSv を越えるべき

確率的影響に対する防護ではない。介助者と介護者は，患者の介助と介護に無給

・ 常に存在する線源あるいは合理的に存在が予期さで関わり，医療従事者でない個人で，親などの家族構成れる線源からの被ばくが，実効線量で 1 mSv/年を員や患者の親友が典型例である。事例とは，医療施設で越えるべきではない。線源が安定し，特徴づけらの訪問・滞在によって患者の診断・治療に伴う被ばくと，れ，先行管理プログラムが実施されていれば，規退院後の自宅等における被ばくを指す。他の患者，医療制のための線量限度として使用が適切である。稀

施設への訪問者，放射線作業者でない職員など，介助者

な被ばくについて柔軟性が必要な場合，最大実効と介護者以外に患者のそばで被ばくする個人は公衆とし

線量を 5 mSv/年とする。これらの数値防護規準は，て扱い，実効線量は 1 mSv/年を越えるべきではない。

1993 年勧告 からの継続である。なお，1,000 mSv

医学生物研究での志願者については，志願者個人と社（作業者への生涯実効線量ベンチマーク）の 10%会に期待される便益とバランスをとる放射線デトリメン（100 mSv）を公衆への生涯実効線量ベンチマーク

トの定性的なインディケータとして，実効線量を使用として，その 1%（1 mSv/年）を数値防護規準としするためのスキームを実効線量の範囲ごとに示していている。

る 17)。

2)・ 環境中の放射性物質について，管理されたことがな（5）緊急作業者の被ばく

い被ばく状況が認識されてから最初の 1 年間は，実

どこかのタイミングで，緊急作業者の線量管理は，職

効線量で 20 mSv を越えるべきではない。1 年以降は，

業被ばくや公衆被ばくに移行すべきである。緊急作業者

そのときの事情と防護の最適化の適用によって，年として被ばくした線量は，職業被ばくや公衆被ばくの線

間実効線量を下げていく。
これらの数値防護規準は，量に含めず，それによって緊急作業者の普段の活動や職規制のための線量限度として使用が適切ではない。

業への復帰を妨げない。

解決の受容性は，実効線量がとても低くまで下がる

救命活動や壊滅的状況の防止措置に関わる緊急作業者

かよりも，ステークホルダーの関与を伴う防護の最に対しては，生命を脅かす急性影響の防止が第 1，確率

適化によって実効線量が下がるかによることを強調

的影響の管理が第 2 となる。

する。なお，100 mSv（公衆への生涯実効線量ベン

被ばく後の医療により，組織・臓器に 1 Gy では急性チマーク）の 20%（20 mSv）を 1 年の合理的な値

死亡リスクがほぼないが，全身に 3 Gy では 30–50% 増と判断して，20 mSv を数値防護規準としている。

加する。生命を脅かす急性影響の防止には，全身吸収・ 住居と作業場でのラドンレベルを評価し，低減措

線量を < 1 Gy に維持することを助言するが，低 LET 放置を（継続的に）講じて，住居と作業場における射線の決定線量として累積吸収線量で 0.5 Gy を勧告す

ラ ド ン の 空 中 放 射 能 濃 度 が < 300 Bq/m （ 目 標 はる。全身線量が 0.5 Gy に達したら，指令レベルで緊急≤ 100 Bq/m ）となるように防護の最適化を適用す

作業者への更なる被ばくを決定する。個人の全身線量をる。

< 1 Gy に維持することへの支援が，この勧告の目的であ33組織反応に対する防護る。

・ 職業被ばくと医療被ばく以外で，皮膚と四肢の被ば確率的影響については，救命活動や壊滅的状況の防止

くが有害皮膚反応のしきい線量を越える状況はなさ以外の活動による緊急作業期間中の被ばくが，実効線量

そうであるが，そのような状況になる場合，作業者

で 100 mSv を越えるべきではない。組織反応については，

96Nobuyuki Hamada, Donald A. Cool and Kenneth R. Kase

個人の皮膚・四肢・水晶体への線量を管理可能かもしれの自然線源からの連続被ばくが実効線量で > 5 mSv/年でないが，作業者や公衆の数値防護規準は適用されない。

あれば救済措置を講じるべきであると勧告していたが，（6）ヒト以外の生物種の被ばく

この勧告を撤回する代わりに，全ての被ばく状況におけ

ヒト以外の生物種の放射線防護は，種の各個体よりる防護の最適化の重要性を強調している。

も集団維持を目的とする。生物影響に関する科学的文2007 年勧告 8) と 2018 年勧告 3) の違い

献から，ヒト以外の生物種の組織への吸収線量率で

2.

0.1 mGy/日は，有意な影響を引き起こさないと結論す2007 年 勧 告 8) と 2018 年 勧 告 3) の 主 な 違 い を Table 1

る。< 0.1 mGy/日では，生態系への影響評価が必要ない。
0.1 mGy/日は，救済の標的でもなければ，害の有無の境目でもない。米国国家環境政策法にまとめて示す。
ICRP は，正当化，防護の最適化，線量制限を放射線の下での全体的な防護の原則として，被ばく状況を計画，現存，緊急時のプロセス以外で，放射線防護の最適化の解析は勧告しな

3 つに区分して，計画被ばく状況に線量限度と線量拘束い。

値，現存被ばく状況と緊急時被ばく状況に参考レベルを15)

次章では，2018 年勧告 が 1993 年勧告 と 2007 年勧
3)

2)

IV
1.

護規準を勧告しているが，2007 年勧告 8) の考え方の多

これまでの勧告との主な違い

くを取り入れている。
（1）計画被ばく状況での線量限度

1993 年勧告 と 2018 年勧告 の違い
2)

勧告している。NCRP は，線量制限，線量限度，線量拘束値，参考レベル，被ばく状況の区分の代わりに数値防告 8) と異なる主な点を紹介する。

3)

線量制限（放射線防護の原則の一つ）と線量限度を数ICRP は，計画被ばく状況に適用可能な線量限度を勧値防護規準に変更した。公衆被ばくの実効線量限度であ告している。NCRP は，線源が安定し，特徴づけられ，る 1 mSv/年について，公衆が曝露されるすべての線源

先行管理プログラムが実施されていれば，規制のためのからの線量寄与の合計に対して適用すると勧告していた

線量限度として使用が適切な数値防護規準を勧告していが，機関ごと（すべての線源ではなく，単一の機関がる。

管理している線源に対してのみ）に適用すると勧告し確率的影響に関する職業被ばくの実効線量限度 とている。組織反応に関する公衆被ばくの皮膚と四肢の等し て，ICRP は「5 年 平 均 20 mSv/年 で， い ず れ の 年 も

価線量限度は，「50 mSv/年」を勧告していたが，NCRP

50 mSv/年を越えない」を勧告している。NCRP は，≥ 18と NCRP Statement No. 9の結論に基歳の作業者に「50 mSv/年」と「10 mSv/年 × 年齢（年）」，

づいて「70 μm 深さで最も被ばくした 10 cm の平均吸

< 18 歳の作業者に「1 mSv/年」を勧告している。ただし，収線量で 500 mGy/年」を勧告している。水晶体等価線「10 mSv/年 × 年齢（年）」は，生涯累積線量の記録が困

量限度は，作業者に「150 mSv/年」，公衆に「15 mSv/年」

難な場合，生涯累積線量が高くなり得るが，ICRP の 5を勧告していたが，NCRP Commentary No. 26の結論

年平均 20 mSv/年を代替アプローチと捉えている。妊娠に基づいて，作業者に「50 mGy/年」，
公衆に「15 mGy/年」

作業者については，妊娠の申告から残りの期間，胚・を勧告している。組織反応に関する線量は，等価線量（高胎 児 に，ICRP は 1 mSv，NCRP は 等 価 線 量 で 0.5 mSv/

LET 放射線は wR で加重）を勧告していたが，吸収線量月を勧告している。公衆被ばくの実効線量限度として，（高 LET 放射線は生物学的効果値で加重）を勧告してい

ICRP は「1 mSv/年」（特別な場合に 5 年平均 1 mSv/年），

る。生物学的効果値は，地球低軌道で活動する宇宙飛行

NCRP は「1 mSv/年」（稀な被ばくに 5 mSv/年）を勧告

士に対して NCRP Report No. 132

している。wR と wT の値を含め，実効線量の算出方法は，Report No. 130

20)

21)

2

その値は ICRP Publication 58

26)

14)

22)

で勧告した RBE 値で，に由来する。

ICRP と NCRP で同じである。公衆被ばくの実効線量限

これまで考慮していなかった患者の介助者と介護者，度について，ICRP はラドンなどを例外として全ての線

医学生物研究での志願者の医療被ばく，NORM に被ば源からの線量を足し合わせた線量，NCRP は同じ当局のくする作業者と公衆，緊急作業者，心理社会的影響，ヒ管理下にある線源からの線量について「1 mSv/年」を下トの活動により被ばくするヒト以外の生物種における影回るという考え方である。

響を考慮している。被ばく管理に関する意思決定時のス

組織反応に関する職業被ばくの等価線量限度としテークホルダーの役割を強調するとともに，放射線防護て，ICRP は「皮膚と手足の等価線量で 500 mSv/年」と文化の役割を導入している。公衆について，ラドン以外「 水 晶 体 等 価 線 量 で 5 年 平 均 20 mSv/年 で， い ず れ のComforters and carers/caregivers
Other patients, visitors and facility staff
still considered as public
Reference levels q) vs numeric protection criteria o)
Occupational exposure
Radon in the workplace r)
NORM
Public exposure
Radon in dwellings q)
NORM
Radioactive material not previously
subject to control
Reference levels u) vs numeric protection criteria o)Exposure of emergency workers
Lifesaving
Other urgent rescue operations
Other emergency activities

Skin
Extremities
Public exposure
Protection against stochastic effects
Protection against tissue reactions
Lens of the eye
Skin
Extremities
Dose constraints b) vs numeric protection criteriao)
All exposure categories
Negligible individual dose p)
Medical exposure
Biomedical research subjects

Protection against tissue reactions
Lens of the eye

Dose limits b) vs numeric protection criteria c)
Occupational exposure
Protection against stochastic effects

Radition protection principles
Exposure situations
Dose recommendations

Table 1

1 mSv/year.m) Effective dose.e)
15 mGy/year.n) Absorbed dose.i)
500 mGy/year. Absorbed dose.i, k)
500 mGy/year. Absorbed dose.i, k)

0.01 mSv/year< 0.1 mSv (describable), 0.1–1 mSv (minor),
1–10 mSv (moderate), 10–100 mSv (substantial),>100 mSv (justifiable expectation of very substantial individual benefit)
5 mSv/episode
1 mSv/year

Include in effective dose at >300 Bq/m3 (after mitigation measures)
Include in effective dose with the annual value of 50 mSv if action is necessary t)
Take mitigation measures at ≥ 300 Bq/m3
N.A.
20 mSv in the first year, and dose to be reduced in the later years using

Managed by a decision dose of 0.5 Gy implemented at the command level v)
Managed by a decision dose of 0.5 Gy implemented at the command level v)< 100 mSv

1 mSv/year.l) Effective dose.
15 mSv/year. Equivalent dose to the lens.
50 mSv/year. Equivalent dose to the skin.
N.A.

N.A.
< 0.1 mSv (minor), 0.1–1 mSv (intermediate),
1–10 mSv (moderate), >10 mSv (substantial)< 1500 Bq/m3 s)
1–20 mSv/year according to the situation< 600 Bq/m3 s)
1–20 mSv/year according to the situation
1–20 mSv/year according to the situation
optimization of protection

No dose restrictions if benefit to others outweighs rescuers’ risk
1,000 or 500 mSv w)≤ 100 mSv

5 mSv/episode
1 mSv/year

500 mGy/year. Absorbed dose.i, k)
500 mGy/year. Absorbed dose.i, k)

50 mGy/year.h) Absorbed dose.i)For ≥ 18 years of age: 50 mSv/year. 10 mSv/year x age (years).d)
Effective dose.e)
For < 18 years of age: 1 mSv/year. Effective dose.e)
For pregnant women, 0.5 mSv/month to the embryo/fetus.f) Equivalent dose.

NCRP 2018 recommendations (NCRP Report No. 180) 3)
Justification, optimization of protection, and numeric protection criteria
N.A.a)
Numeric protection criteria
Numeric protection criteria

20 mSv/year averaged over defined periods of 5 years, with nosingle year exceeding 50 mSv.g) Equivalent dose to the lens.
500 mSv/year. Equivalent dose to the skin.j)
500 mSv/year. Equivalent dose to the hands and feet.j)

For pregnant women, 1 mSv to the embryo/fetus.f)

20 mSv/year averaged over defined periods of 5 years, with nosingle year exceeding 50 mSv. Effective dose.

ICRP 2007 recommendations (ICRP Publication 103) 8)
Justification, optimization of protection, and dose limitation
Planned, existing, and emergency
Dose limits and dose constraints for planned exposure situations
Reference levels for existing and emergency exposure situations

Comparison between the ICRP 2007 recommendations 8) and the NCRP 2018 recommendations.3)
Outline of NCRP Report No. 180 “Management of Exposure to Ionizing Radiation: Radiation Protection Guidance for the United States”
97Abbreviations. ICRP, International Commission on Radiological Protection. LET, linear energy transfer. N.A., not assigned. NCRP, National Council on Radiation Protection and Measurements.
NORM, natually occurring radioactive materials. RBE, relative biological effectiveness. wR, radiation weighting factor. wT, tissue weighting factor.
a)
The ICRP terms (planned, existing, and emergency) are used as descriptions of the major types of situations, but are not used to organize the recommendations.
b)
These ICRP dose limits and constraints are recommended for planned exposure situations.
c)
These NCRP numeric protection criteria are suitable for use as regulatory dose limits only when the source is stable, characterized, and subject to an advance control program.
d)
NCRP acknowledges that, in practice, the costs and logistics of tracking doses may make cumulative lifetime recording difficult. In concept, when the costs and logistics of tracking doses
arefeasible, this cumulative lifetime recommendation would be suitable for application as a regulatory dose limit. NCRP notes that the approach recommended in ICRP Publication 10 38) for
controlling the effective dose to 100 mSv over defined periods of 5 years, while less restrictive in the lifetime cumulative dose that could be received, is an alternative approach.
e)
The definition of effective dose is consistent with ICRP Publication 10,38) along with the use of wR and wT recommended in ICRP Publication 10.38)
f)Applicable during remainder of pregnacy following declaration of pregnancy.
g)
The occupational equivalent dose limit for the lens of the eye recommended as 150 mSv/year in ICRP Publication 10 38) was revised as indicated above in ICRP Publication 118.27)h)
The occupational dose limit for the lens of the eye recommended as 150 mSv/year in NCRP Report No. 116 2) was revised as indicated above in NCRP Commentary No. 26.22)i)
For high-LET radiation, radiation-weighted absorbed dose is used. Radiation-weighted absorbed dose is calculated as absorbed dose multiplited by biological effectiveness value (RBE values
recommended in NCRP Report No. 132).14)j)
Dose defined by the mean equivalent dose in 70 μm depth averaged over any 1 cm2 of the skin.
k)
Dose defined by the mean absorbed dose in 70 μm depth averaged over the most highly exposed 10 cm2 of the skin.
l)
In special circumstances, a higher value could be allowed in a single year, provided that the average over 5 years does not exceed 1 mSv/year.
m)
For all sources under a responsible organization’s control. 5 mSv/year for infrequent exposure.
n)
The public dose limit for the lens of the eye recommended as 15 mSv/year in NCRP Report No. 116 2) was revised as indicated above in NCRP Commentary No. 26.22)
o)These NCRP numeric protection criteria are all in effective dose (definition consistent with ICRP Publication 10 38) and are not suitable for use as regulatory dose limits.
p)
Negligible individual dose suggested as a starting point for discussions with stakeholders as a guide for evaluating when efforts to reduce further the dose to an individual may not be warranted bysocial, economic, and environmental factors.
q)
These ICRP reference levels are recommended for existing exposure situations.
r)Activity concentration of radon in air.
s)
The upper value of the reference levels.
t)
There is no separate criteria. It is to be included within the nominal public exposure numeric protection criteria when necessary. NORM would be handled for the public within the applicablenumeric protection criteria. Thus, if significant NORM exposure was discovered, the first year would be the 20 mSv numeric criterion, and future years would be based on optimization.
u)
These ICRP reference levels are recommended for emergency exposure situations.
v)
Cumulative whole-body absorbed dose of low-LET radiation. At or approaching the decision dose, a decision at the command level is necessary as to whether the emergency responder should
continue, or be withdrawn from such an emergency action. Such decision dose aims to assist in maintaining the absorbed dose to the whole body of the individual below 1 Gy.
w)
Effective doses below 1000 mSv should avoid serious tissue reactions, and below 500 mSv should avoid other tissue reactions.

98
Nobuyuki Hamada, Donald A. Cool and Kenneth R. KaseOutline of NCRP Report No. 180 “Management of Exposure to Ionizing Radiation: Radiation Protection Guidance for the United States”

99

年 も 50 mSv/年 を 越 え な い 」（ICRP Publication 118 27) で（4）緊急時被ばく状況での参考レベル

150 mSv/年より改訂）を勧告している。NCRP は「皮膚緊急作業者について，ICRP は，救命者（志願者）へと四肢の吸収線量で 500 mGy/年」と「水晶体吸収線量のリスクより他者への便益が上回れば救命活動には線

で 50 mGy/年 」（NCRP Commentary No. 26 22) で 150 mSv/

量制限なし，救命以外の緊急救助活動は 1,000 mSv か

年より改訂）を勧告している。公衆被ばくの等価線量限500 mSv，その他の救助活動は ≤ 100 mSv を参考レベル

度として，ICRP は「皮膚等価線量で 50 mSv/年」と「水としている。NCRP は，志願者の救命活動を含む緊急晶体等価線量で 15 mSv/年」，NCRP は「皮膚と四肢の吸救助活動は，全身吸収線量を < 1 Gy に維持することを収線量で 500 mGy/年」と「水晶体吸収線量で 15 mGy/

支援するための低 LET 放射線の決定線量として 0.5 Gy，年」（NCRP Commentary No. 26

その他の救助活動は 100 mSv を越えないよう勧告して22)

で 15 mSv/年より改訂）を勧告している。皮膚と手足の線量について，ICRP はいる。

70 μm 深さで被ばくした 1 cm の平均等価線量，NCRP（5）全体的には 70 μm 深さで最も被ばくした 10 cm の平均吸収線量

ICRP は，放射線防護体系の枠組みを全世界に向けてとしている。ICRP は等価線量（高 LET 放射線は wR で勧告しており，その規制への適用（法体系への取り入れ

加重），NCRP は吸収線量（高 LET 放射線は生物学的効など）は各国の規制当局の判断に委ねている。NCRP は，

果値で加重）を使用している。

放射線防護体系を主に米国の規制当局に向けて勧告して（2）計画被ばく状況での線量拘束値

いる。2018 年勧告 3) は，ICRP の放射線防護体系を尊重

NCRP は，無視可能個人線量（線源か行為あたり実効しつつも，より米国の規制への適用を踏まえた実践的な

2

2

線量で 0.01 mSv/年）を勧告して，全ての被ばく状況で，年間 0.01 mSv の被ばくによるリスクは，更なる線量低減努力を是認しないと合理的に考えられるとしている。

放射線防護体系になっている。
次章では，2018 年勧告 3) 以降の NCRP の動向を紹介する。

ICRP は，無視可能個人線量を勧告していない。

V 今 後 の 動 向医学生物研究での志願者に関する ICRP と NCRP の白内障

ア プ ロ ー チ は，≤ 10 mSv で は 同 じ で あ る が，ICRP は1.

> 10 mSv で「 社 会 へ の 便 益 が 大 き い 」 と し て い る 一

NCRP は，作業者の水晶体線量限度を 150 mSv/年か方，NCRP は 10–100 mSv で「社会への便益が大きい」，ら 50 mGy/年に改訂した。ICRP が 2011 年に作業者の水> 100 mSv で「個人的な便益がかなり大きければ正当化

晶体等価線量限度を引き下げた理由は，しきい線量をできる予測」としている。患者の介助者と介護者への勧> 8 Gy から > 0.5 Gy に引き下げたからである 27)。一方，

告は，ICRP と NCRP で同じである。

NCRP は，現存の見識レベルでは定量的なしきい線量を（3）現存被ばく状況での参考レベル

勧告できないため，水晶体を含む眼全体の放射線影響に

ラドンの空中放射能濃度について，ICRP は，参考レ

関する総合的評価とレポートの作成を勧告している 22)。

ベルの高い方の値として，作業場に < 1,500 Bq/m3，住そ の た め，NCRP の 第 1 専 門 委 員 会（PAC 1） は，SC居に < 600 Bq/m3 を勧告している。NCRP は，作業場と1-23（NCRP Commentary No. 26 を作成した科学委員会）

住居で < 300 Bq/m3 となるよう低減措置を（継続的に）の第 2 期となる SC 1-23P2 の設置を検討中である。

講じて防護の最適化を適用して，低減対策の適用後も作生物学的効果値

業場で > 300 Bq/m3 であれば作業者の実効線量にラドン2.

の寄与を含めるよう勧告している。

NCRP は，皮膚・四肢・水晶体の組織反応に対して，

NCRP は，管理されたことがない被ばく状況が認識さ等価線量を廃止して，吸収線量を勧告した。吸収線量れてから最初の 1 年間は実効線量で 20 mSv を越えるべの放射線加重のために勧告している生物学的効果値は，

きではなく，1 年以降はそのときの事情と防護の最適化

地球低軌道で活動する宇宙飛行士に対して 2000 年にの適用によって年間実効線量を下げていくことを勧告し

NCRP Report No. 132 14) で勧告した RBE 値である。このている。また，NCRP は措置が必要であれば作業者の実

RBE 値は，全ての組織に同じ値であり，実際に NASA

効線量に NORM の寄与を含めることを勧告している。

は皮膚・四肢・水晶体・骨髄・心血管・中枢神経系に適

これらについて，ICRP は，参考レベルとして，状況に用している 25)。水晶体での RBE は他組織より例外的に応じて 1–20 mSv/年を勧告している。

高いことが NCRP Report No. 132 14) でも触れられている

100

Nobuyuki Hamada, Donald A. Cool and Kenneth R. Kase

が，これは動物実験の知見に基づいていて，疫学的知見

認知症によると報告されている 30)。この報告は，低 LET

はないままである 28, 29)。放射線防護のための単純化とし放射線による中枢神経系影響を示した初めての疫学的知て，同じ生物学的効果値を全組織に適用することが妥当見であり，就労期間にわたって低線量率で低線量（平均であるか，今後も継続的な検討が必要である。このよう累積線量は Hp(10) で 25.2 mSv）を被ばくした作業者でな検討は，等価線量限度の廃止を検討している ICRP に認められた影響である。他の被ばく集団における中枢神も重要であろう。PAC 1 では，生物学的効果値など放射経系影響は不明であるが，今後，検討が必要である。

線加重に関するコメンタリーを作成する科学委員会の設置を検討中である。

5．生物学と疫学の統合
2018 年勧告 3) では，疫学と生物学の繋がりは進歩し

3.

循環器疾患

続けていても不明なままであるため，確率的影響の放射ICRP は，2011 年に循環器疾患（心血管疾患と脳血管

線デトリメントの根拠として疫学的証拠の使用を継続す疾患）を初めて放射線障害に含めて，組織反応に分類しると判断した。2018 年勧告 3) が LNT モデルの継続的使て，暫定的な名目しきい線量として，心臓と脳に対して用を勧告する根拠となった NCRP Commentary No. 27 11)

線量率によらず約 0.5 Gy を勧告している 27)。この勧告を作成した SC 1-25 での検討から，放射線生物学と疫学の目的は，介入治療（IVR）などに携わる医療従事者へを統合する必要性が再認識された。NCRP は，SC 1-26の警鐘であり，心臓と脳に対する等価線量限度や放射線「低線量リスク評価を強化するための放射線生物学と疫

デトリメントに循環器疾患を含む実効線量限度は勧告

学を統合するためのアプローチ」を 2017 年に設置して，していない 。ICRP は，第 1 専門委員会の傘下に 2016

NCRP Commentary No. 24 31) を更新するレポートを作成

年に設置したタスクグループ 102「デトリメント算出するための議論が進行中である。生物機構に基づく線量法」
や 2017 年に設置した心血管疾患に関するワークパー

応答（BBDR）モデル，バイオインディケータ，有害転ティ，第 1 専門委員会と第 3 専門委員会の傘下に 2018

帰経路（AOP）/ キーイベントなどは，ICRP も必要性を年に設置したタスクグループ 111「放射線へのヒトの個認識しており興味深いが，これらをどのように発展させ

人応答を支配する要因」で循環器疾患について検討してて利用すれば，低線量・低線量率リスク評価の不確実性いる。NCRP は，2018 年勧告 3) で，心血管疾患についてを低減できるのか具体的なイメージを描けていないのがは，低線量での因子かもしれないが，十分な証拠がない

現状であろう。SC 1-26 における議論の発展を期待する。

27)

ため放射線防護体系には含めないと判断しており，脳血環境の放射線防護

管疾患については触れていない。循環器疾患の科学的証

6.

拠とその防護への示唆に関して，今後も継続的な検討が2018 年勧告 3) では，ヒト以外の生物種を初めて被ば必要である。PAC 1 では，循環器疾患に関するコメンタ

くカテゴリーに含め，種の集団維持（ヒトは個人の防リーを作成する科学委員会の設置を検討中である。

護）に主眼を置いたガイダンスとして組織吸収線量率で0.1 mGy/日を勧告した。ICRP は，2005 年に設置した第4.

中枢神経系影響

5 専門委員会「環境の防護」を 2017 年に発展的解消し，中枢神経系への放射線影響（認知症，パーキンソン

環境への影響は第 1 専門委員会，
線量は第 2 専門委員会，病，アルツハイマー病，運動ニューロン病）について適用は第 4 専門委員会の取扱領域に追加した 32)。また，

は，SC 1-24P2「宇宙における放射線被ばくと中枢神経

2015 年 6 月に開催された国際原子力機関（IAEA）の放系影響の可能性」が検討を進めており，そのレポートを

射線安全基準委員会（RASSC）
第 38 回会合を契機として，

2019 年に刊行予定である。SC 1-24P2 での議論に基づ2017 年に第 3 専門委員会の取扱専門領域へ獣医療を追いて，2018 年勧告 で，中枢神経系への放射線影響は，

加した 32)。ヒト以外の生物種への放射線影響に関する知高原子番号・高エネルギー粒子（銀河宇宙線）を被ばく

見は増え続けているので，今後も継続した議論が必要でする宇宙探査ミッション搭乗員におそらく例外的に生ある。また，NCRP では，現時点では獣医療を議論してじ，通常経験する低 LET 放射線被ばくでは起こらない

いないが，今後必要かもしれない。

3)と判断している。しかし，最近，仏英米 3 か国の原子力本 稿 で 述 べ た NCRP Commentary No. 24 31)，NCRP

作業者における疫学研究（INWORKS）から，精神疾患

Commentary No. 26 22)，NCRP Commentary No. 27 11) の 概による死亡リスクが有意に増加し，その死因の 53% が要は，保健物理誌に掲載されている日本語解説記事も参Outline of NCRP Report No. 180 “Management of Exposure to Ionizing Radiation: Radiation Protection Guidance for the United States” 101

照されたい 33–35)。

Perspectives on integrating radiation biology and謝辞

NCRP CC 1 関係者各位，本稿執筆をご許可いただい
た NCRP 事務局関係者各位に感謝いたします。
利益相反の開示
開示すべき利益相反状態はない。
参

考 文 献

1) NCRP; [online]. Available at: https://ncrponline.org/,
Accessed 20 February 2019.
2) NCRP; Limitation of exposure to ionizing radiation,
NCRP Report No. 116 (1993).

epidemiology, NCRP Commentary No. 24 (2015).
13) R. Wakeford and E. J. Tawn; The meaning of low doseand low dose-rate, J. Radiol. Prot., 30, 1–3 (2010).
14) NCRP; Radiation protection guidance for activities in
low-earth orbit, NCRP Report No. 132 (2000).
15) NEPA; National Environmental Policy Act, Public Law
91–190, 40 CFR Part 1500 (1969) [online]. Available at:https://www.gpo.gov/fdsys/pkg/CFR-2017-title40-vol37/
xml/CFR-2017-title40-vol37-part1500.xml, Accessed 20
February 2019.
16) NCRP; Reference levels and achievable doses in medical
and dental imaging: recommendations for the UnitedStates, NCRP Report No. 172 (2012).

3) NCRP; Management of exposure to ionizing radiation:17) NCRP; Radiation dose management for fluoroscopically-

radiation protection guidance for the United States (2018),

guided interventional medical procedures, NCRP Report

NCRP Report No. 180 (2018).

No. 168 (2010).

4) NCRP; Basic radiation protection criteria, NCRP Report
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6) NCRP; Recommendations on limits for exposure toionizing radiation, NCRP Report No. 91 (1987).

18) NCRP; Outline of administrative policies for quality
assurance and peer review of tissue reactions associated withfluoroscopically-guided interventions, NCRP Statement No.
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protection culture (2014) [online]. Available at: http://7) ICRP; 1990 Recommendations of the International

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Commission on Radiological Protection, ICRP Publication

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February 2019.

8) ICRP; The 2007 Recommendations of the International
Commission on Radiological Protection, ICRP Publication
103, Ann. ICRP, 37 (2–4) (2007).
9) J. D. Boice, JR.; Framers of the Future of Radiation
Protection. [online]. Available at: http://ncrponline.org/
wp-content/themes/ncrp/PDFs/BOICE-HPnews/58_CC1_
May2017.pdf, Accessed 20 February 2019.

20) NCRP; Biological Effects and Exposure Limits for “HotParticles”, NCRP Report No. 130 (1999).
21) NCRP; Extension of the skin dose limit for hot particles
to other external sources of skin irradiation, NCRP
Statement No. 9 (2001).
22) NCRP; Guidance on radiation dose limit for the lens of
the eye, NCRP Commentary No. 26 (2016).

10) NCRP; Report No. 180 - Management of exposure to23) NCRP; Preconception and prenatal radiation exposure:ionizing radiation: radiation protection guidance forhealth effects and protective guidance, NCRP Report No.

the United States (2019) [online]. Available at: https://

174 (2013).

ncrponline.org/shop/reports/report-no-180-managementof-exposure-to-ionizing-radiation-radiation-protectionguidance-for-the-united-states-2018-2018/, Accessed 20
February 2019.

24) ICRP; Radiological protection against radon exposure,
ICRP Publication 126, Ann. ICRP, 43 (3) (2014).
25) NASA; NASA Space Flight Human-System Standard
Volume 1, Revision A: Crew Health (2014) [online].

11) NCRP; Implications of recent epidemiologic studies for

Available at: https://www.nasa.gov/sites/default/files/

the linear nonthreshold model and radiation protection,

atoms/files/nasa-std-3001-vol-1a-chg1_0.pdf, Accessed

NCRP Commentary No. 27 (2018).

20 February 2019.

12) NCRP; Health effects of low doses of radiation:26) ICRP; RBE for deterministic effects, ICRP Publication

102

Nobuyuki hamada, Donald A. cOOl and Kenneth R. Kase

58, Ann. ICRP, 20 (4) (1990).
27) ICRP; ICRP Statement on Tissue Reactions/Early andand radiation protection”, Jpn. J. Health Phys., 53, 47–64(2018) (in Japanese).

late effects of radiation in normal tissues and organs- threshold doses for tissue reactions in a radiation
protection context, ICRP Publication 118, Ann. ICRP, 41

浜田

信行（はまだ(1/2) (2012).

2004 年に長崎大学で博士（薬学）を取

のぶゆき）

28) n. hamada and T. saTO; Cataractogenesis following

得。2010 年度より現所属（主任研究員）。

high-LET radiation exposure, Mutat. Res., 770, 262–291

専 門 は 放 射 線 影 響。 英 語 論 文 108 編。

(2016).

ICRP TG102 通信委員・TG111 通信委員，

29) n. hamada; Ionizing radiation sensitivity of the ocular

NCRP PAC 1 委員，欧州 LDLensRad 科学

lens and its dose rate dependence, Int. J. Radiat. Biol., 93,

諮問委員会委員長，
IRPA 水晶体第 3 期 TG 委員など現任。

1024–1034 (2017).

E-mail: hamada-n@criepi.denken.or.jp

30) m. gillies, d. b. richardsOn, e. cardis, r. d. daniels,
j. a. O’hagan, et al.; Mortality from circulatory diseases
and other non-cancer outcomes among nuclear workers

ドナルド A. クール（どなるど A. くーる）

in France, the United Kingdom and the United States

1975 年にロチェスター大学で理学博士(INWORKS), Radiat. Res., 188, 276–290 (2017).

を取得。米国原子力規制委員会での 33

31) NCRP; Health effects of low doses of radiation:

年間の勤務を経て，2015 年より現所属

Perspectives on integrating radiation biology and（放射線安全技術顧問）。ICRP の主委員

epidemiology, NCRP Commentary No. 24 (2015).

会委員，第 4 専門委員会委員長，TG102

32) n. hamada; The International Commission on Radiological

通信委員，TG104 委員，TG106 委員長，NCRP の審議会

Protection: structure, changes in committees, and recent

委員を現任。

activities, Isotope News, 754, 40–43 (2017) (in Japanese).

E-mail: dcool@epri.com

33) T. imaOKa, T. KaTsube, i. Kawaguchi, K. dainO, K. dOi, etal.; NCRP Commentary 24 on the integration of radiation
biology and epidemiology: A summary, Jpn. J. Healthケネス

R. ケース（けねすPhys., 52, 68–76 (2017) (in Japanese).

1975 年にスタンフォード大学で理学博

R. けーす）34) n. hamada; Outline of NCRP Commentary No. 26士を取得。英語論文 80 編。ICRP 第 4 専“Guidance on radiation dose limits for the lens of

門 委 員 会 委 員，NCRP 副 会 長，IRPA 会

the eye”, Jpn. J. Health Phys., 52, 77–87 (2017) (in長，Health Physics 誌編集委員，Radiation

Japanese).

Research 誌編集委員，Medical Physics 誌

35) n. hamada, r. e. shOre and l. T. dauer; Outline of
NCRP Commentary No. 27 “Implications of recent
epidemiologic studies for the linear nonthreshold model

編集委員などを歴任。現在，NCRP 名誉副会長。
E-mail: kr.kase@stanfordalumni.org

Jpn. J. Health Phys., 54 (2), 103 〜 114 (2019)

DOI: 10.5453/jhps.54.103

資 料
地表の放射性核種から放出される直接線の平均光子移動距離の理論解と線量率簡易計算への応用
大森敏明*1, #，加藤信介*1,，糠塚

重裕*2（2019 年 1 月 15 日受付）
（2019 年 3 月 14 日採択）

Theoretical Solutions for Mean Traveling Distance of Primary Photons Emitted from Radionuclide in Surface Soil and
Its Application to Estimate Radiation Dose Rates
Toshiaki Omori,*1, # Shinsuke Kato*1 and Shigehiro Nukatsuka*2
This paper presents theoretical solutions for mean traveling distance of primary photons emitted from ground contaminatedwith radionuclide. Three typical patterns of radioactivity distribution are considered: (1) plane superficial source, (2)homogeneous volume source and (3) exponentially decreasing activity as a function of soil depth. Radiation dose rate can beeasily estimated using the fluence rate of primary photons and the buildup factor. We assume the buildup factor is possible
to be evaluated using the mean traveling distance. Comparisons between the results calculated in the present work and thoseobtained using detail Monte Carlo simulation codes indicate a good agreement for various radioactivity distributions and forphoton energy ranging from 0.5 to 2 MeV. This methodology is very useful to estimate environmental radiation dose rates in ashort time and can be practically used by residents and local government agents to evaluate impacts of radioactivity as well as
utilizing it for studies of reducing the influence of radioactivity.
KEY WORDS: analysis, calculation, cesium 137, cesium 134, dose rate, photon fluence rate, mean traveling distance,
primary photon, radioactivity.
I緒

論

子が長い距離を移動する場合や大きな線減衰係数を持つ媒質中を移動する場合は，散乱される機会が増大するた

無限に続く平坦な地面に放射性物質が一様に沈着してめ，線量率への散乱線の寄与が大きくなる。放射性物質いる状況は，放射能の環境影響を評価する上で最も単純の地表への沈着状況は，原子力施設の事故等によって放で基本的なモデルであり，線量率の現場測定のモデル計

射性物質が環境に放出された直後は，放射性物質は地表算などに用いられている。

面に沈着するが，時間が経過するとともに徐々に土壌中

現場測定は通常地上 1 m で測定される。線源から放に浸透していき，土壌の深さ方向の濃度分布は指数関数出された光子のうち，移動途中で散乱されて光子エネルで近似できる場合が多い。事故後間もなく覆土した場合ギーが減少し，移動方向を変えた光子の寄与を含む。光は覆土の厚みの下に沈着面が存在することになる。地面

1–4)を掘り返した場合は，ある深さにわたって一様な濃度の*1 東京大学生産技術研究所；東京都目黒区駒場 4–6–1, Cw-404（〒 153–8505）
Institute of Industrial Science, the University of Tokyo; Cw-404,
4–6–1 Komaba, Meguro-ku, Tokyo 153–8505, Japan.

*2 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）
；
（〒 105–0004）
MHI Nuclear Systems and Solution Engineering Co., Ltd.; 6–16–12
Shimbashi, Minato-ku, Tokyo 105–0004, Japan.
Corresponding author; E-mail: omori001@iis.u-tokyo.ac.jp

放射性物質の層が形成されるとみなせる。自然界に存在する放射性物質は深さ方向に一定濃度とみなせる場合が多い。
このような状況を勘案して，散乱の過程を組込んだモンテカルロ法による詳細計算により単色 γ 線や代表的な放射性核種について，地上 1 m における 1 cm 周辺線量
当量や空気カーマが，地表への沈着状況ごとに計算され104

Toshiaki OmOri, Shinsuke KaTO and Shigehiro nuKaTsuKa

変換係数として文献にまとめられている 4–6)。形状が単

本研究による簡易計算法を，光子エネルギー 0.1 〜

純な地面において，放射能濃度や沈着状況が想定できる

2 MeV の範囲の単色 γ 線を放出する放射性核種が土壌場合は，地上 1 m に設置された放射線測定器に入射する中に指数関数的に分布している場合の 1 cm 周辺線量当γ 線スペクトルから上述の変換係数を用いて 1 cm 周辺量への変換係数について，詳細モンテカルロコードを

線量当量率や空気カーマ率を求めることができる 。

用いた既往研究 5) の計算結果と比較することにより，本4)

モンテカルロ法による詳細コード 7, 8) は，放射性物質

簡易計算法の精度を確かめる。さらに原子力発電所等の沈着状況や地域の地理的状況を考慮に入れて，より高の事故の際に放出される主な放射性核種である 137Cs，精度の結果を得ることができる 9, 10) が，計算対象モデル

134の作成を含めた計算準備と計算の実行に多大の時間を必合の 1 cm 周辺線量当量率を計算し，詳細モンテカルロ

要とし，高度な専門性と高性能計算機を必要とする 。

コードを用いた既往研究 5, 14) の計算結果と比較する。まそのため，点減衰核積分法に代表される簡易計算法も実た 137Cs が表面に沈着した地表面を覆土した場合の空気用遮蔽設計に利用されている 11, 12)。

カーマへの変換係数を計算して既往研究 6) と比較するこ

9)点減衰核法では，評価点で光子エネルギースペクトル

Cs および 131I が土壌中に指数関数的に分布している場とにより実用性を確かめる。

を評価することはせず，線源から放出された光子が途中

原子力施設の事故等により放射性物質が大気中に放出

で衝突・散乱せずに評価点に到達した直接線に対して，された直後は，放射能の環境影響を可及的速やかに把握

ビルドアップ効果を上乗せして線量率を計算する方法

することが必要である。本研究による手法は，表計算アが採用されている。線源が点ではなく，面や体積のプリで容易に線量率を計算することができるので，形状場合は，線源を適切に面要素あるいは体積要素に分割しが平坦な地面に限られるが，事故直後の推定や，時間経て，個々の要素を点線源とみなして点減衰核法を適用し過後に地域住民や自治体職員等が自ら計算して，放射能て評価点での線量を計算した後，それらの総和を取るこの影響と対策・効果を把握することを可能とする。

11, 12)とにより評価点における線量とするように拡張した点減衰核積分法が用いられる。点減衰核積分法では，個々の光子の移動経路に対応した線量ビルドアップ係数を評価する。

II

本研究で提案する線量率の簡易計算法の概要

Fig. 1 に示すような放射線源と評価点の関係を考える。放射線源の体積領域を V，その中の体積要素を dV

いま，面線源や体積線源から放出される全光子の評価とする。dV の中心の位置ベクトルを r′，評価点の位置

点までの平均移動距離から求められる平均的な線量ビル

ベクトルを r とする。放射線源に含まれるある放射性核

ドアップ係数を用いて線量を計算しても実用の観点から種からエネルギー E の光子が単位体積当たり毎秒 S 個，

大きな誤差を生じないと仮定すれば，簡易計算を大幅に等方的に放出されるとすると，評価点における γ 線の線

簡略化することができる。直接線（非散乱線）による光量率 D(r) は式（1）で表される 11, 15)。

子フルエンス率は，放射性物質の地面へのそれぞれの沈着状況について理論解がすでに得られており 1–4, 13)，さらに，線源から放出される全光子の評価点までの平均移動距離の理論解が得られるからである。
本研究では，まず土壌の深さ方向に放射能分布を持つ
平坦な地面について，光子の放出点から大気中の評価位
置までの直接線の総移動距離を表す積分基礎式を導く。
次いで，放射性核種が地表面にのみ沈着している場合，
放射性核種が土壌中に浸透して放射能濃度が指数関数で表される場合と土壌の深さ方向に一様の場合のそれぞれについて積分基礎式を解き理論解を導く。光子の直接線の平均移動距離およびフルエンス率は，いずれの沈着状
況の場合も指数積分と指数関数で表され，表計算アプリ
により容易に算出できるので，これらを用いて線量率の簡易計算をすることができる。

Fig. 1 Source volume element of a radionuclide and evaluation
point.

Theoretical Solutions for Mean Traveling Distance of Primary Photons Emitted from Radionuclide in Surface Soil and Its Application to Estimate Radiation Dose Rates

D(r) = K∫

V

S(r′)B(μ r – r′ ) exp(– μ r – r′ )dV
4π r – r′ 2105

理論構築が単純で明解な無限地表に放射性核種が沈着し（1）た体系を対象として，平均的な線量ビルドアップ係数を用いた場合の精度を確かめる。

μ は線減衰係数，B は線量ビルドアップ係数，K は光III

子フルエンス（率）から線量（率）への換算係数である。

光子の平均移動距離の理論解

μ は光子エネルギーおよび光子が通過する媒質の組成と原子力施設の事故等により放射性物質が大気中に放出

密度により値が異なる。K は光子エネルギーおよび評価された直後は，放射性物質は地表面に留まるが，時間のしようとする線量の種類により値が異なる。点減衰核積

経過とともに次第に土壌中に浸透していく。ここでは，

分法では，式（1）により線量率を求める。

放射性物質の沈着状況に対応して，地表面にのみ沈着し遮蔽体のない体系を考えると，式（1）で B = 1 と置ている場合と土壌中に浸透した場合について，空気中のくことができ，直接線の線量率 D′(r) は式（2）で表される。

評価位置における直接線の光子の平均移動距離の理論解

D′(r) = K∫

S(r′) exp(– μ r – r′ )dV = Kφ(r)V
4π r – r′ 2を導く。土壌中に浸透した場合は，放射能の土壌深さ方（2）て取り扱う。直接線の光子フルエンス率の理論式は，放ここで，φ(r) は直接線の光子フルエンス率であり式（3）一様の場合 1–3) について既知であるが，読者が導出過程（3）を追う際と線量率計算の便宜のために記載した。
Fig. 2 に示すように，無限に続く平坦な地表面の鉛直

本研究では，線量率を式（4）で推定する簡易計算法

上方の距離 h に評価位置をとり，評価位置を原点 O とする。原点 O から鉛直下向きに z′ 軸をとる。土壌中のを提案する。
D(r) = BD′(r) = BKφ(r)射性核種が地表面にのみ沈着している場合 1–3, 13)，土壌
深さ方向の放射能分布が指数関数で表される場合 1–4) やで表される。
S(r′) exp(– μ r – r′ )φ(r) = ∫dVV
4π r – r′ 2向の分布が指数関数で表される場合と一様の場合につい（4）

体積要素 dV までの距離を r，z′ 軸と r のなす角度を θ とする。

点減衰核法では，一組の点線源と評価点に対して光子

鉛直方向位置 z′ におけるある放射性核種の単位体積の移動距離に基づいて線量ビルドアップ係数を評価して当りの放射能 f (z′) は，空気中で 0，土壌中で f (z) とする。

線量率を計算する。点減衰核積分法では，体積線源を構成する各体積要素に点減衰核法を適用して線量率を計算した後，それらの総和をとることにより線量率を求める。
これに対して本研究で提案する方法では，体積線源から放出される全光子の評価点までの平均移動距離から平均的な線量ビルドアップ係数を求める。放射性物質の平坦

f (z′) ={0: z′ < hf (z) : z′ ≥ h（5）

ただし，z は地表面からの深さである。
z = z′ – h（6）

な地表への主な沈着状況について，すでに理論解が得られている直接線の光子フルエンス率に加えて新たに平均移動距離が得られれば，線量率の推定がきわめて容易になるという利点がある。III 章で直接線の平均移動距離の理論解を導出する。V 章で，実際的なケースを対象として詳細計算法による既往の論文と本研究で提案する簡易計算法を比較することにより実用性を確かめる。
一方，著者らは先に，本研究で提案する方法を基にして三次元計算プログラムを開発して実際の建物モデルに適用し，既往の研究結果と比較して実用上十分な精度で線量率を推定できることを報告した 16)。しかし，平均的な線量ビルドアップ係数を用いた場合の計算精度の基礎的な検討が十分にはなされていなかった。本論文にて，Fig. 2 Micro sphere at evaluation point above infinite half-spacesource geometry depicting source volume element in the soil.

106

Toshiaki Omori, Shinsuke Kato and Shigehiro Nukatsuka

光子の放出率を η，空気と土壌の線減衰係数をそれぞlexp(– μah)
τ = μal = μa tot = –φEi(– μah)

れ μa，μs とすると，式（3）より評価位置における直接線の光子フルエンス率 φ は式（7）で表される。
φ=
=

2.

∞
η π/2
h/cosθ
f (z) e–μsz/cosθdz dθtanθ e–μa∫∫
002∞ –μaht ∞

η e
∫
2 1 t

∫0 f (z) e

–μszt

（12）

放射性物質が土壌中に浸透している場合の光子フルエンス率と平均移動距離
（7）

dz dt

土壌中の放射能濃度の深さ方向の分布は地域によって異なるが，地表面からの深さに対して指数関数で近似でここで，secθ = t とおいて変数を θ から t へ変換した。

きる場合が多い。ここでは，指数関数的分布と一様分布

土壌中で放出された光子が評価位置の微小球の単位面の場合について直接線の光子の平均移動距離の理論解を積・単位時間当たりに到達する光子の総移動距離 ltot は，導出する。

φ を確率密度関数とみなせば式（8）のように求められる。

（1）放射能濃度が指数関数で表される場合

ltot =

放射能濃度が地表面からの深さ z に対して式（13）にη∫ tanθ e–μah/cosθ ∫ 0 r f (z) e–μsz/cosθdz dθ
2 0
π/2

∞

示す指数関数 4) で表されるとする。S0 は式（14）に示す=

η π/2 tanθ –μah/cosθ ∞e∫∫ 0 (h + z) f (z) e–μsz/cosθdz dθ
2 0 cosθ=η ∞ –μaht ∞∫ e ∫ 0 (h + z) f (z) e–μsztdz dt
2 1

ように，地表面から鉛直下向きにとった土壌柱に含まれる全放射能であり，地表面の単位面積当たりの値として（8）

平均移動距離lは，微小球に到達した光子の総移動距
離を微小球に到達した光子の総数で割ればよいので，式（9）で表される。

表される。L は 0.63 S0 となる深さ（緩衝深度）であり，放射性核種の土壌中への浸透の程度を表す。
S0 –z /LeL

（13）

∫0 f (z) dz = S（14）

f (z) =∞

0l = ltot / φ1.

（9）放射性物質が地表面にのみ沈着している場合の光子フルエンス率と平均移動距離

L

（15）

0

式（13）を式（7）に代入すれば，評価位置におけるある放射性核種が無限に広がる平坦な地面の表面にのみ沈着しているとする。単位表面積当たりの放射能を S0とすれば，式（7）において z に関わる積分項を S0 と置くことにより，光子フルエンス率 φ は式（10）で求まる。
φ=∫0 f (z) dz = 0.63 S

ηS0 π/2
ηS0 ∞ e–μaht–μah/cosθ
e
dθ
dt
=
tanθ
∫
∫
2 0
2 1 t

光子フルエンス率 φ は次のように表される。
ηS0 ∞ e–μaht ∞ –(μst + 1/L)z
dz dt
∫
∫ e
2L 1 t 0

φ=

ηS0 ∞
1
e–μahtdt∫
2 1 μsLt + 1 t

=

=–

ηS0
Ei(– μah)
=–
2

（10）

{

}

μh
ηS0
μh
Ei(– μah) – e μ L Ei(– a (μsL + 1))
2
μsL
a
s

（16）

次に，式（13）を式（8）に代入すれば，微小球の単Ei(–μah) は指数積分（exponential integral） である。

位面積・単位時間当たりに到達する光子の総移動距離

微小球の単位面積・単位時間当たりに到達する光子のltot は次のように求められる。

17)

総移動距離 ltot は，式（11）のように求められる。
ltot ==

ltot =

ηS0 π/2
ηS h ∞
r tanθ e–μah/cosθdθ = 0 ∫ 1 e–μahtdt∫
022
ηS0 –μah
e
2μa

=
（11）

無次元平均移動距離 τ は，平均移動距離 l に線減衰係数を乗じて求められる。無次元平均移動距離は，光子の平均移動距離が平均自由行程の何倍かを示す無次元量であり，特に mfp（mean free path）を単位として用いることにする。

ηS0 ∞ –μaht ∞∫ e ∫ 0 (h + z) e–(μst + 1/L)zdz dt
2L 1

{

}

ηS0 h ∞ e–μaht
1 ∞e–μaht
dt
dt
+
∫
∫
2
2L μs 1 t + 1/ μsL
μs 1 (t + 1/ μsL)2

=–
–

[

ηS0 h μμ Lhμhe Ei(– a (μsL + 1))
2L μs
μsL

{

a
s

}]

μh
1
μh
μsL –μah
μL
Ei(– a (μsL + 1)) +e
2 μah eμs
μsL
μsL + 1as

= ltot_air + ltot_soil（17）

Theoretical Solutions for Mean Traveling Distance of Primary Photons Emitted from Radionuclide in Surface Soil and Its Application to Estimate Radiation Dose Rates

107

第 1 項は空気中における総移動距離，第 2 項は土壌中に直接線の光子フルエンス率 φ に線量換算係数 K を乗における総移動距離を表す。無次元平均移動距離 τ は式

じて直接線の線量率 D′ を，直接線の線量率に平均的な（18）で表される。

線量ビルドアップ係数 B を乗じて直接線と散乱線両方の寄与を合算した線量率 D を計算する。線量換算係数は，ll
τ = μa tot_air + μs tot_soil
φ
φ

（18）

日本原子力学会標準「放射線遮へい計算のための線量換算係数」18) により，線量ビルドアップ係数は「γ 線ビル

土壌の深さ方向の放射能濃度を式（19）で表すことがドアップ係数」19) に基づいて，無次元移動距離（mfp 単位）に対する GP 近似式によって求めることができる。線量ある 4)。
（19）

A(ζ) = A0e–ζ /β

換算係数および線量ビルドアップ係数は，評価しようとする線量率が空気カーマ率，実効線量率，あるいは周辺

ここで，ζ（= ρz，ρ：土壌の密度，z：土壌深さ）は土

線量当量率かによって異なるので適切に選択しなければ壌重量深度，A0 は地表面における単位質量当たりの放ならない。線量ビルドアップ係数は物質により値が異な射能濃度，β は重量緩衝深度で放射性核種の土壌中へのるが，現状では単一層の物質で代用する必要がある 12)。

移行の程度を表すパラメータである。土壌の密度 ρ が一

本研究では，空気に対する線量ビルドアップ係数を用い定の場合，式（16），（17）において，S0/L を ρA0，L をた。

β/ρ と置き換えれば，放射能濃度分布を重量緩衝深度で放射性核種から放出される光子エネルギーが複数ある表した場合の光子フルエンス率および光子の総移動距離場合は，それぞれの光子エネルギーについて線量率を計の式を得ることができる。

算し，すべての光子エネルギーによる寄与を加算する。

（2）放射能濃度分布が一様な場合

放射線源に複数の放射性核種が含まれる場合は，すべて自然界に存在する放射性物質は深さ方向に一定濃度との放射性核種の寄与を加算する。

みなせる場合が多い。単位体積当たりの放射能濃度を Svとして式（7）に代入すれば，評価位置における光子フV

詳細計算に基づく既往の研究との比較による簡易計算法の実用性の検証

ルエンス率 φ は次のように求められる。
φ=

1. 土壌中の放射能濃度分布が指数関数で表される場合

ηSv ∞ e–μaht ∞ –μszt∫∫ e dz dt
2 1 t 0土壌中に浸透した放射性物質の放射能濃度の分布は，地表面からの深さに対して指数関数で近似できる場合が

–μaht

=

ηSv ∞ edt∫
2μs 1 t2=ηSv
μ h Ei(– μah) + e–μah
2μs a

[

多い。このような指数関数的な放射能分布になる実際的

]

（20）

微小球の単位面積・単位時間当たりに到達する光子の総移動距離 ltot は，式（8）から次のように求められる。
ltot =
=

∞

(

)

ηSv
h
1
e–μahtdt+∫
2 1 μst (μst)2

=–

∞

[

{

（1）斎藤らの研究との比較

より放出される可能性が高い放射性物質への適用を考えて，光子エネルギーが 0.1 〜 2 MeV の範囲について調}]べることにする。
斎藤らは，光子エネルギーが 0.01 〜 5 MeV の範囲の（21）

無次元平均移動距離は，φ および ltot_air と ltot_soil の値を式（18）に代入して求める。
IV

調べる。

ギーの光子が放出されるので，原子力発電所の事故等に

ηSv h1
Ei(– μah)– 2 μahEi(– μah) + e–μah
2 μs
μs= ltot_air + ltot_soil

究で提案する簡易計算法を実用に供する場合の妥当性を一般に，放射性物質からは複数の異なる光子エネル

ηSv∫ e–μaht ∫ 0 (h + z) e–μsztdz dt
2 1∞

なケースについて既往の研究と比較することにより本研

無次元平均移動距離を用いた線量率の簡易計算法

本研究で提案する簡易計算では，式（4）に示すよう

単色 γ 線が重量緩衝深度 0 〜 1,000 kg m–2 で分布する場合について，モンテカルロ法による詳細コード YURI 20)を用いて，地表単位面積（m2）当たり 1 個光子が放出されるときの地上 1 m における 1 cm 周辺線量当量（以下，
周辺線量当量という）を表す変換係数（μSv per photon/m2）を計算している 5)。斎藤らの計算結果と比較することにより，本研究による簡易計算法を実用計算に適用す108

Toshiaki OmOri, Shinsuke KaTO and Shigehiro nuKaTsuKa

Table 1 Component of soil and air employed for the photontransport calculation in the environment.
Molecule
SiO2
Al2O3
Fe2O3
H2O
Density

Soil
Weight ratio (–)
0.56
0.16
0.08
0.2
1,000 kg m–3

Element
N
O
Ar

Air
Weight ratio (–)
0.755
0.232
0.013

Density

1.2 kg m–3る場合の妥当性を調べる。土壌および空気の組成と密度は Table 1 に示す原論文に示された値を用いた。土壌の線減衰係数は，放射物性計算コード 21) により土壌の組
成と密度から計算して 7.68 m–1 を得た。空気の線減衰係
数は 0.00925 m–1 とした。
Fig. 3 に，周辺線量当量変換係数の本研究による計算結果（実線）と斎藤らの計算結果（破線）を示す。
Fig. 4 に，斎藤らの計算結果を真値とみなした時の誤差率を示す。光子エネルギーが 0.5 〜 2 MeV の範囲でFig. 3 Conversion coefficients from unit areal photon emission
density to ambient dose equivalent for exponentially distributed
sources in soil emitting mono-energetic gamma rays.

は，5% 以下の誤差で線量を推定可能であることがわかる。重量緩衝深度 0 kg m–2（放射性核種が地表面にのみ沈着）では，光子エネルギーが 0.1 MeV で誤差率 13%，
0.2 および 0.3 MeV で 8% であり，光子エネルギーが小さい場合に誤差が増加する傾向がある。重量緩衝深度
50 kg m–2 以上では，0.1 〜 2 MeV の範囲で誤差率 5% 以下である。なお光子エネルギーが 3 MeV では，誤差率
が 25 〜 50% であった。したがって，本研究による簡易計算を光子エネルギーが 2 MeV を越える γ 線への適用は避けるべきである。
次に，原子力発電所事故後に検出されることが多い
134

Cs，137Cs および 131I の土壌中への沈着について斎藤らの結果 5) と比較する。各放射性核種の光子エネルギーと放出率は Table 2 に示す値を用い，放射能面密度を
1 kBq m–2 とした場合の地上 1 m における周辺線量当量率Fig. 4 Showing differences of conversion coefficients between
this study and saiTO et al.5) as error.

を計算する。Fig. 5，6 に示すように，本研究による計算
結果は斎藤らの詳細計算結果と比べて重量緩衝深度 0 〜
100 kg m–2 の範囲で，放射性核種が 137Cs の場合で 1.5 〜

基づき 900 kg m–3 としている。土壌の線減衰係数は，放4%，134Cs で 3 〜 5%，131I で 5 〜 8% 小さい。134Cs では

射物性計算コード 21) により土壌の組成と密度から計算

一部が，131I では大部分が光子エネルギー 0.5 MeV 以下

して 7.08 m–1 を得た。空気の密度は 1.205 kg m–3，線減で放出されるため，137Cs に比べて誤差がやや大きい。

衰係数は 0.00929 m–1 とした。無限に広がる平坦な地面（2）平山らの研究との比較に 137Cs が 10 kBq m–2 で一様に沈着しているとし，137Cs

平山らは，地表に広く分布した放射性物質による地が地表面にのみ沈着している場合，重量緩衝深度が上 1 m における γ 線スペクトル分布の測定と電磁カス

5 kg m–2，10 kg m–2 および 30 kg m–2 で土壌中に浸透してケードモンテカルロコード EGS5 22) を用いた計算を行っいる場合の線量率の計算を行い平山らの結果と比較した 。土壌は Table 3 に示す組成を有し，密度は測定にた。Table 4 に直接線による光子フルエンス率と無次元

14)

Theoretical Solutions for Mean Traveling Distance of Primary Photons Emitted from Radionuclide in Surface Soil and Its Application to Estimate Radiation Dose Rates

109

Table 2 Photon energy and yield of decay for 137Cs, 134Cs
and 131I.
137

Cs
E (MeV) η (%)
0.662
85.1

134

Cs
E (MeV) η (%)
0.243
0.03
0.327
0.02
0.475
1.49
0.563
8.35
0.569
15.38
0.605
97.62
0.796
85.53
0.802
8.69
1.039
0.99
1.168
1.79
1.365
3.01

131

E (MeV)
0.08
0.284
0.365
0.637
0.723

I

η (%)
2.62
6.14
81.7
7.17
2.0

平均移動距離の計算結果を示す。直接線による光子フル
エンス率は，当然のことながら両者はよく一致している。
空気中における光子の平均移動距離は，重量緩衝深度が小さい場合に大きく，緩衝深度が大きくなるに従い減少

Fig. 5 Ambient dose equivalent rates as a function of relaxation
mass per unit area for exponentially distributed radionuclides(137Cs, 134Cs and 131I) in soil.

する。土壌中の光子の平均移動距離は，重量緩衝深度が大きくなるに従い増加する。空気中および土壌中の無次
元平均移動距離の和は，重量緩衝深度が大きくなるほど増加する。無次元平均移動距離で評価した線量ビルド
アップ係数は重量緩衝深度が大きくなるほど増加する。
Table 5 に周辺線量当量率，AP 照射実効線量率およびISO 照射実効線量率の計算結果を，線量ビルドアップ係
数，直接線の線量率とともに示す。K は線量換算係数である。直接線の光子フルエンス率は，Table 4 に示したとおり平山らの結果とよく一致しており，したがって直接線の線量率も良く合っている。直接線と散乱線の両方の寄与を加算した線量率に関しては，本研究では式（4）で示したように直接線の線量率に無次元平均移動距離か
ら求めた線量ビルドアップ係数を乗じて求めた。本研究による計算結果は平山らの計算結果と比べると 3 〜 4%小さい。
2.

Fig. 6 Showing differences of ambient dose equivalent rates
between this study and saiTO et al.5) as error.

地表面に沈着した放射性物質を覆土した場合

斎藤らは，地表面に一様に沈着した単色エネルギーの線源を覆土した場合の地上高さ方向の空気カーマの変化をモンテカルロ法によって詳細計算している 6)。光子エネルギーは 0.01 〜 5 MeV の範囲，覆土厚さは 0 〜
2,000 kg m–2（土壌重量深度）の範囲で地表単位面積（m2）当たり 1 個光子が放出されるときの評価点高さにおける空気カーマを表す変換係数（μGy per photon/m2）を計
算 し て い る。 こ こ で は，0.662 MeV（137Cs か ら 放 出 される光子エネルギー）の線源について，覆土厚さ 0 〜

Table 3 Component of soil for the photontransport calculation in the environment.
Element
H
C
O
Al
Si
K
Ca
Fe

Weight ratio (–)
0.021
0.016
0.577
0.050
0.271
0.013
0.041
0.011

110

Toshiaki Omori, Shinsuke Kato and Shigehiro Nukatsuka

Table 4 Photon fluence rates and non-dimensional mean traveling distances for primary photons at 1 m above theground with 137Cs (10 kBq m–2) exponentially distributed in soil.
Relaxation mass per unit area
Photon fluence rate
Photon fluence rate, Hirayana et al.14)
Mean traveling distance in air
Mean traveling distance in soil
Non-dimensional mean traveling distance in air
Non-dimensional mean traveling distance in soil
Non-dimensional mean traveling distance
Buildup factor evaluated by non-dimensional distance(kg m–2)(m–2s–1)(m–2s–1)
(m)
(m)
(mfp)
(mfp)
(mfp)
(–)

0
17493
17500
25.95
0.000
0.241
0.000
0.241
1.277

5
11789
11800
12.31
0.032
0.114
0.230
0.344
1.417

10
9800
9800
9.98
0.043
0.093
0.306
0.399
1.494

30
6456
6460
7.25
0.065
0.067
0.461
0.528
1.689

Table 5 Radiation dose rates at 1 m above the ground with 137Cs (10 kBq m–2) exponentially distributed in soil, showing
differences between this study and Hirayama et al.14) as error.
Relaxation mass per unit area
(kg m–2)
0
5
Buildup factor
(–)
1.277
1.417
0.02360.0159for primary photons(μSv h–1)
Ambient dose equivalent rate
–1
forprimaryandscattered(μSv
h)
0.0301
0.0225(K = 3.745 × 10–10 μSv m2)
Hirayama et al.
(μSv h–1)
0.03120.0233
–3.4
–3.4
Error
(%)
Buildup factor
(–)
1.27
1.404
0.02
0.0135for primary photons(μSv h–1)
Anterior-Posterior effective dose ratefor
primaryandscattered(μSv h–1)
0.02540.0189–102(K = 3.176 × 10 μSv m )Hirayama et al.
(μSv h–1)
0.02630.0197
–3.4
–3.9
Error
(%)
Buildup factor
(–)
1.242
1.361
0.01350.0091for primary photons(μSv h–1)
Isotropic effective dose rate
for primary and scattered(μSv h–1)
0.01680.0124–10
2(K = 2.149 × 10 μSv m )Hirayama et al.
(μSv h–1)
0.01730.0128
–2.9
–3
Error
(%)
K: Dose rate conversion factor. Buildup factors were evaluated by non-dimensional mean traveling distance.

500 kg m–2 の範囲で本研究による簡易計算を行った。評τ=–

空気の組成と密度は Table 1 に示す原論文に示された値を用いた。土壌の線減衰係数は，放射物性計算コード

k

k

k k

s

s

k k

21)

VI

により土壌の組成と密度から計算して 7.68 m–1 を得た。

30
1.689
0.00870.01470.0152–3.3
1.666
0.00740.01230.0128
–3.8
1.59
0.005
0.00790.0082–3.4

Σμ h ) – exp(– (7.68h + 0.00925h))=（23）
Ei(– (7.68h + 0.00925h))
Ei(– Σ μ h )exp(–

価点の地上からの高さは 1 〜 100 m とした。土壌および

10
1.494
0.01330.01970.0204–3.2
1.478
0.01120.01660.0172–3.6
1.426
0.00760.01080.0112–3.4

考察

現場測定結果や詳細計算結果の報告例は，平坦な地表

空気の線減衰係数は 0.00925 m–1 とした。
計算結果を斎藤らによる結果とともに Table 6 に示す。

に沈着した放射性核種による地上 1 m における周辺線

斎藤らの結果を真値とみなして誤差率とした。覆土厚さ

量当量率に関するものが多い。東京電力福島第一発電所

が 100 kg m–2 以下であれば，簡易計算結果は詳細計算結事故で放出された主な放射性核種は，131I，134Cs および果のおおむね 5% 以内の誤差，覆土厚さ 200 kg m–2 以下

137

であればおおむね 10% 以内の誤差である。

トルは 0.284 〜 0.723 MeV，134Cs は 0.475 〜 1.365 MeV，なお，地表面を厚さ hs の土で覆った場合の地上 h に137

Cs である 23)。Table 2 に示すように，131I の主要スペク
Cs は 0.662 MeV である。これより，原子力発電所事

おける光子フルエンス率および無次元平均移動距離の理

故等で放出される放射性核種の多くは，主要スペクト

論解は式（10）および（12）を適用すれば，式（22），（23）

ルが 0.1 〜 2 MeV の範囲にあるとみなすことができる。

でそれぞれ示される。

放射性核種の地表への沈着状況は，事故直後は地表面に

φ=–

ηS0
Ei(–
2

1
μkhk) = – Ei(– (7.68hs + 0.00925h))（22）2kΣ

沈着するが時間経過とともに土壌中に浸透していき深さ方向の放射能濃度が指数関数で近似できる場合が多い。
放射性核種の土壌中への浸透は，たかだか重量緩衝深度

Theoretical Solutions for Mean Traveling Distance of Primary Photons Emitted from Radionuclide in Surface Soil and Its Application to Estimate Radiation Dose Rates

111

Table 6 Air kerma per unit source intensity of 0.662 MeV for plane source geometry (μGy per photon /m2), showing differences
between this study and Saito et al.6) as error.
Sourcedepth
kg m–2
0
1
3
5
7
10
20
30
50
70
100
150
200
300
500

1
This study Saito et al.
7.94E-10 8.19E-10
7.03E-10 7.27E-10
6.07E-10 6.27E-10
5.50E-10 5.67E-10
5.09E-10 5.23E-10
4.63E-10 4.76E-10
3.71E-10 3.76E-10
3.16E-10 3.18E-10
2.46E-10 2.43E-10
2.01E-10 1.95E-10
1.54E-10 1.46E-10
1.03E-10 9.57E-11
7.15E-11 6.41E-11
3.53E-11 3.01E-11
8.90E-12 6.94E-12

5
Error
–3.1
–3.3
–3.2
–3.0
–2.7
–2.7
–1.3
–0.6
1.4
3.0
5.3
8.1
11.6
17.3
28.2

This study Saito et al.
5.54E-10 5.73E-10
5.32E-10 5.51E-10
4.95E-10 5.10E-10
4.66E-10 4.79E-10
4.41E-10 4.53E-10
4.11E-10 4.22E-10
3.42E-10 3.48E-10
2.96E-10 2.98E-10
2.34E-10 2.32E-10
1.92E-10 1.87E-10
1.48E-10 1.41E-10
9.97E-11 9.24E-11
6.91E-11 6.26E-11
3.41E-11 2.96E-11
8.61E-12 6.80E-12

Error
–3.3
–3.5
–3.0
–2.8
–2.6
–2.5
–1.8
–0.8
0.8
2.7
4.8
7.9
10.3
15.4
26.6

Evaluation height (m)10This study Saito et al. Error
4.53E-10 4.67E-10 –3.1
4.41E-10 4.57E-10 –3.5
4.21E-10 4.34E-10 –3.1
4.03E-10 4.15E-10 –3.0
3.87E-10 3.98E-10 –2.9
3.66E-10 3.75E-10 –2.5
3.12E-10 3.17E-10 –1.5
2.74E-10 2.76E-10 –0.7
2.20E-10 2.18E-10
0.8
1.82E-10 1.78E-10
2.1
1.41E-10 1.35E-10
4.1
9.53E-11 8.86E-11
7.6
6.62E-11 6.03E-11
9.7
3.28E-11 2.84E-11 15.3
8.26E-12 6.54E-12 26.3

50This study Saito et al.
2.24E-10 2.29E-10
2.22E-10 2.28E-10
2.17E-10 2.23E-10
2.13E-10 2.18E-10
2.09E-10 2.14E-10
2.03E-10 2.08E-10
1.85E-10 1.88E-10
1.69E-10 1.71E-10
1.43E-10 1.43E-10
1.22E-10 1.21E-10
9.66E-11 9.45E-11
6.70E-11 6.45E-11
4.70E-11 4.44E-11
2.35E-11 2.12E-11
5.92E-12 5.07E-12

Error
–2.3
–2.8
–2.6
–2.4
–2.5
–2.5
–1.8
–1.2
–0.2
0.5
2.3
3.9
5.9
10.6
16.7

100
This study Saito et al.
1.31E-10 1.35E-10
1.30E-10 1.34E-10
1.28E-10 1.31E-10
1.26E-10 1.29E-10
1.24E-10 1.27E-10
1.21E-10 1.24E-10
1.12E-10 1.14E-10
1.04E-10 1.06E-10
8.95E-11 9.02E-11
7.73E-11 7.77E-11
6.23E-11 6.17E-11
4.38E-11 4.26E-11
3.09E-11 2.98E-11
1.55E-11 1.44E-11
3.91E-12 3.43E-12

Error
–2.7
–2.8
–2.1
–2.2
–2.2
–2.1
–1.5
–1.9
–0.7
–0.5
1.0
2.7
3.7
7.6
13.9

Error (%)

60 kg m–2 程度 2) と想定されるので，地表面にのみに沈着

上 1 m における線量の計算結果，および地表面に沈着ししている場合の重量緩衝深度 0 から，1,000 kg m までた 0.662 MeV の線源（137Cs）を覆土した場合の地上 1 〜の範囲で検討すれば十分と考えられる。なお，重量緩衝

100 m における線量の計算結果を踏まえれば，本研究に深度 β → 0 の場合は放射性物質が地表面にのみ沈着してよる簡易計算方法を平坦な地表における線量率の推定にいる場合，β → ∞ の場合は土壌深さ方向に一様の場合に利用することができるといえよう。

–2

相当する。

本研究で比較対象とした斎藤ら，および平山らが用い

上記を踏まえて，無限に続く平坦な地表に放射性物た土壌の組成と密度は異なっている。土壌組成は質量減質が沈着し，土壌への沈着状況が指数関数で表される

衰係数（μs/ρ）の値に影響する。土壌組成として，平山

場合について，単色 γ 線あるいは原子力発電所事故等でらは米国の EPA-302-R-93-081 のデータを採用したとし放出される主な放射性核種から放出される γ 線によるており，質量減衰係数は 0.662 MeV で 7.86 × 10–3 m2 kg–1

地上 1 m における周辺線量当量率を計算した。本研究である。斎藤らが用いた土壌組成に基づく質量減衰係による簡易計算結果とモンテカルロ法による詳細計算

数は 7.68 × 10–3 m2 kg–1 であり，両者はわずかに（2.3%）

結果との差が 5% 以内で収まるのは，重量緩衝深度 0 〜

異 な る。 密 度 に つ い て は， 平 山 ら は 実 測 に 基 づ き

1,000 kg m の範囲で光子エネルギー 0.5 〜 2 MeV，あ900 kg m–3，斎藤らは 1,000 kg m–3 としている。これらよるいは重量緩衝深度 50 〜 1,000 kg m–2 で光子エネルギー

り線減衰係数を求めると，平山らは 7.08 m–1，斎藤らは0.1 〜 2 MeV の範囲であった。

7.68 m–1 となり，両者の差異は 6% である。重量緩衝深–2

汚染土壌を清浄な土で覆土する効果の推定に利用する

度が 30 kg m–2 の時の周辺線量当量率は，平山らの結果ことも可能である。137Cs が表面に沈着した地表面を覆0.0152 μSv h–1 に対して斎藤らの結果は 0.0151 μSv h–1 で土した場合の地上 1 〜 100 m の範囲の空気カーマへの変ありほぼ等しい。

換係数の本研究による計算結果は，斎藤らの詳細計算結

一般に土壌組成は場所により，深さにより変化すると果と比べて，覆土厚さ 100 kg m 以下でおおむね 5% 以考えられ，これを忠実に計算に反映させるためには詳細

内，200 kg m 以下でおおむね 10% 以内であった。汚染

計算を行う必要がある。放射性核種の土壌中への浸透は土壌を覆土して線量率の低減を図る場合は，覆土による

たかだか重量緩衝深度 60 kg m–2 程度と想定され，地表線量率の低下を覆土前の線量率と比較することにより線面に近いほど濃度が高い指数関数的な分布に近似できる

量低減効果を表すのが適当と考えられるので，覆土厚さ場合が多い。簡易計算では放射性核種が高濃度で存在すと空気カーマ率低減割合の関係を Table 7 に示した。簡

る深さにおける土壌組成を代表値として採用するか，高易計算結果は詳細計算結果とよく一致している。

濃度範囲の平均値をとればよいと考えられる。

–2–2

土壌中の放射能分布が指数関数で表される場合の光子エネルギー 0.1 〜 2 MeV の範囲の単色 γ 線による地112

Toshiaki Omori, Shinsuke Kato and Shigehiro Nukatsuka

Table 7

Air kerma reduction rate (%) owing to covering clean earth, for plane source with 0.662 MeV, compared to Saito et al.6)

Sourcedepth
kg m–2
0
1
3
5
7
10
20
30
50
70
100
150
200
300
500

Evaluation height (m)
10
50
100
This study Saito et al. This study Saito et al. This study Saito et al. This study Saito et al. This study Saito et al.
0.0
0.0
0.0
0.0
0.0
0.0
0.0
0.0
0.0
0.0
11.4
11.2
4.1
3.8
2.6
2.1
1.0
0.4
0.8
0.7
23.5
23.4
10.7
11.0
7.1
7.1
3.0
2.6
2.4
3.0
30.8
30.8
16.0
16.4
11.1
11.1
4.9
4.8
3.9
4.4
35.9
36.1
20.3
20.9
14.6
14.8
6.8
6.6
5.4
5.9
41.6
41.9
25.7
26.4
19.3
19.7
9.4
9.2
7.6
8.1
53.3
54.1
38.3
39.3
31.0
32.1
17.5
17.9
14.5
15.6
60.2
61.2
46.6
48.0
39.5
40.9
24.5
25.3
20.8
21.5
69.0
70.3
57.8
59.5
51.5
53.3
36.3
37.6
31.8
33.2
74.7
76.2
65.4
67.4
59.9
61.9
45.7
47.2
41.1
42.4
80.6
82.2
73.3
75.4
69.0
71.1
56.8
58.7
52.6
54.3
87.0
88.3
82.0
83.9
78.9
81.0
70.1
71.8
66.7
68.4
91.0
92.2
87.5
89.1
85.4
87.1
79.0
80.6
76.5
77.9
95.6
96.3
93.8
94.8
92.8
93.9
89.5
90.7
88.2
89.3
98.9
99.2
98.4
98.8
98.2
98.6
97.4
97.8
97.0
97.5
1

VII

5

結

率を，直接線の光子フルエンス率と無次元平均移動距離論の理論式を用いて実用上十分な精度で簡易に推定できる（1）放射性核種が地表面にのみ沈着している場合，土壌ことが示された。

中に浸透して土壌中の放射能濃度が指数関数で表される

記 号

場合と一様分布の場合の三通りについて，直接線に対す説

明る光子の平均移動距離の理論解を求めた。

A：面積［m2］（2）直接線の無次元平均移動距離の関数として平均的な

A0： 地 表 面 に お け る 単 位 質 量 当 た り の 放 射 能 濃 度

線量ビルドアップ係数を求める方法を提案した。

［Bq kg–1］（3）光子エネルギー 0.5 〜 2 MeV，重量緩衝深度 0 〜

B：線量ビルドアップ係数［–］1,000 kg m の範囲に対する周辺線量当量への変換係数

D：直接線と散乱線の両方による空気カーマ率［μGy h–1］，の本研究による計算値と斎藤らの詳細計算結果との差異

または線量率［μSv h–1］

は 5% 以下であった。

D′：直接線による空気カーマ率［μGy h–1］
，または線量（4）本研究による周辺線量当量率の計算結果は，斎藤ら

率［μSv h–1］の詳細計算結果と比べて重量緩衝深度 0 〜 100 kg m–2 のE：光子エネルギー［MeV］

範囲で，放射性核種がEi(–μh)：指数積分［–］

–2

137

Cs の場合で 1.5 〜 4%， Cs で134

3 〜 5%， I で 5 〜 8% 小さかった。

f (z)：地表面からの深さ z における単位体積当たりの放（5）本研究による

射能［Bq m–3］

131

137

Cs に対する周辺線量当量率，AP 実

効線量率および ISO 実効線量率の計算結果は，平山ら

h：評価位置の地表面からの高さ［m］の詳細計算結果と比べて重量緩衝深度 0 〜 30 kg m のK：線量換算係数［(μGy h–1)/(m–2 s–1)］，［(μSv h–1)/(m–2 s–1)］

範囲で，3 〜 4% 小さかった。

L：緩衝深度［m］（6） Cs が表面に沈着した地表面を覆土した場合の地

ltot：光子の総移動距離［m (m–2 s–1)］

上 1 〜 100 m の範囲の空気カーマへの変換係数の本研究

ltot_air：空気中における光子の総移動距離［m (m–2 s–1)］による計算結果は，斎藤らの詳細計算結果と比べて，覆

ltot_soil：土壌中における光子の総移動距離［m (m–2 s–1)］

土厚さ 100 kg m–2 以下でおおむね 5% 以内，200 kg m–2

l：光子の平均移動距離［m］

以下でおおむね 10% 以内であった。空気カーマ率低減

r：評価位置から土壌体積要素までの距離［m］

割合で評価するとよく一致した。

S：単位時間，単位体積当たり放出される光子数［m–3 s–1］

–2

137

以上より，平坦な地面に沈着した放射性核種から放出

S0：単位面積当たりの放射能［Bq m–2］

される主要スペクトルが 0.5 〜 2 MeV の γ 線による線量

Sv：単位体積当たりの放射能［Bq m–3］

Theoretical Solutions for Mean Traveling Distance of Primary Photons Emitted from Radionuclide in Surface Soil and Its Application to Estimate Radiation Dose Rates
z：地表面からの土壌の深さ［m］

113

9) D. Satoh, K. Kojima, A. Oizumi, N. Matsuda, H.

z′：鉛直下向き座標［m］

Iwamoto, T. Kugo, Y. Sakamoto, A. Endo and S. Okajima;

β：重量緩衝深度［kg m–2］

Development of a calculation system for the estimation

ζ：土壌重量深度［kg m–2］

of decontamination effects, J. Nucl. Sci. Technol., 51,

η：光子放出率［–］656–670 (2014).

θ：角度［rad］

10) D. Satoh, T. Furuta, F. Takahashi, C. Lee and W. E.

τ：無次元移動距離［mfp］

Bolch; Simulation study of personal dose equivalent for

τ：無次元平均移動距離［mfp］

external exposure to radioactive cesium distributed in soil,

μ：線減衰係数［m ］

J. Nucl. Sci. Technol., 54, 1018–1027 (2017).

–1

μs：土壌の線減衰係数［m ］

11) Research Committee on Shielding Handbook; “A

μa：空気の線減衰係数［m ］

Handbook of Radiation Shielding ─basics─”, pp.

ρ：土壌の密度［kg m ］

221–223 (2015), Atomic Energy Society of Japan (inφ：光子フルエンス率［m–2 s–1］

Japanese).

–1

–1

–3

参 考

文 献

12) T. Kosako and N. Sasamoto; “Radiation Shielding”, pp.
41–50 (2010), Ohmsha, Tokyo (in Japanese).

1) H. L. Beck, J. DeCampo and C. Gogolak; In situ Ge(Li)13) T. Nakamura; “Radiation Physics and Accelerator Safety

and NaI(TI) Gamma-ray spectrometry, Health and Safety

Engineering”, pp. 113–116 (2001), ChijinSyokan, Tokyo

Laboratory, U.S. Atomic Energy Commission (1972).

(in Japanese).

2) K. M. Miller and P. Shebell; In situ gamma ray-14) H. Hirayama, T. Sanami and Y. Namito; Study on gamma-

spectrometry, A tutorial for environmental radiation

ray spectrum at height of 1 m from radionuclide widely

scientists, Environmental Measurements Laboratory, U.S.

distributed on soil surface using EGS5 Monte Carlo code,

Department of Energy (1993).

Trans. At. Energy Soc. Japan, 12, 222–230 (2013) (in

3) G. Kis-Benedek; In situ gamma ray-spectrometry, Workshop

Japanese).

on Understanding and Evaluating Radioanalytical

15) T. Omori, S. Kato, M. Kim and S. Nukatsuka; Monte

Measurement Uncertainty, Seibersdorf, Austria, 5–16,

Carlo calculation for radiation dose prediction, Easily(2007).

predicting Monte Carlo method for indoor radiation dose4) International Commission on Radiation Units andMeasurements; “Gamma-ray spectrometry in theenvironment”, ICRU Report 53 (1994).

(Part 1), J. Environ. Eng., AIJ, 81, 835–843 (2016) (inJapanese).
16) T. Omori, S. Kato, M. Kim and S. Nukatsuka; Radiation

5) K. Saito and N. Petoussi-Henss; Ambient dose equivalentdose prediction for detached houses, Easily predicting

coefficients for radionuclides exponentially distributed inMonte Carlo method for indoor radiation dose (Part 2), J.

the ground, J. Nucl. Sci. Technol., 51, 1274–1287 (2014).

Environ. Eng., AIJ, 82, 481–489 (2017) (in Japanese).

6) K. Saito and P. Jacob; Fundamental data on environmental17) WolframAlpha, Available at: https://www.wolframalpha.

Gamma-ray fields in the air due to sources in the ground,
JAERI-Data/Code 98-001 (1998).

com, Accessed 10 May 2017.
18) AESJ Standard; “Radiation dose conversion coefficients

7) T. Sato, K. Niita, N. Matsuda, S. Hashimoto, Y. Iwamoto,for radiation shielding calculations: 2010”, AESJ-

S. Noda, T. Ogawa, H. Iwase, H. Nakashima, T. Fukahori,

SC-R002:2010, (2010) Atomic Energy Society of Japan (inK. Okumura, T. Kai, S. Chiba, T. Furuta and L. Sihver;

Japanese).

Particle and heavy ion transport code system PHITS,

19) AESJ Standard; “Gamma-Ray Buildup Factors: 2013”,

Version 2.52, J. Nucl. Sci. Technol., 50, 913–923 (2013).

AESJ-SC-A005:2013, (2013) Atomic Energy Society of8) X-5 Monte Carlo Team; MCNP−A general Monte Carlo

Japan (in Japanese).

N-Particle transport code, Version 5 Volume I: Overview

20) K. Saito and S. Moriuchi; Development of a Monte Carloand Theory, LA-UR-03-1987, Los Alamos National

code for the calculation of gamma ray transport in the

Laboratory (2003).

natural environment, Radiat. Prot. Dosim., 12, 21–28

114

Toshiaki OmOri, Shinsuke KaTO and Shigehiro nuKaTsuKa(1985).

大森

敏明（おおもりとしあき）

21) Mass attenuation, energy-transfer and energy-absorption

慶應義塾大学工学部卒業。博士（工学）coefficients. Ver. 4, Available at: http://www.fujita-hu.

（北海道大学）。東京ガス（株）技術研究

ac.jp/~hid-kato/freesoft.html/, Accessed 30 September

所で燃焼，伝熱，および建築環境に関す

2014.

る研究に従事。同社退職後，東京大学生

22) h. hirayama, y. namiTO, a. F. bielajew, s. j. wilderman

産技術研究所で建物内の線量率の数値計

and w. r. nelsOn; The EGS5 Code System, SLAC-R-730

算を行い，その経験から簡易計算法の開発に取り組む。

and KEK Report 2005–8 (2005).

E-mail: omori001@iis.u-tokyo.ac.jp

23) T. Ohara, y. mOrinO and a. TanaKa; Atmosphericbehavior of radioactive materials from Fukushima Daiichi
nuclear power plant, J. Natl. Inst. Public Health, 60,
292–299 (2011) (in Japanesse).

Jpn. J. Health Phys., 54 (2), 115 〜 119 (2019)

DOI: 10.5453/jhps.54.115

レポート
学生のための法令教育におけるグループワークの試み吉田

奈美*1, #，宮嵜

祥匡*1，清水裕子*1，有馬利昭*1（2019 年 3 月 13 日受付）
（2019 年 4 月 2 日採択）

Trial Introduction of Group Work in Law Education for College Students
Nami Yoshida,*1, # Yoshimasa Miyazaki,*1 Yuko Shimizu*1 and Toshiaki Arima*1
The demand for education of college students on radiation protection is strongly emphasized recently in Japan. We here aimed
at developing an effective way to teach the radiation protection-related laws to students who have so little practical experiencein radiation protection that the learning motivation tends to be very low, and a high training effectiveness is hardly expected.
For this purpose, we tested a combination of an ordinary classroom lecture and a group work in which the students positively
and cooperatively tackled the specific task that was given by the lecturer. The tasks included such as making up an application
form to be submitted to Nuclear Regulatory Agency to respond to an altered condition of utilization of a radiation source in aradiation-controlled area. The students had to investigate and solve what is necessary to comply with the law by themselves.
As a result, it was suggested that the group work had an effect on improvement of learning motivation of the students.
KEY WORDS: group work, radiation-related law, training courses for radiation protection, law education for students.

I

は じ

め に

近年，原子力規制の専門家育成がますます強く求められる中，大学を含めさまざまな原子力人材育成機関が大規定が多く，放射線管理現場での作業と関連付けて学習する必要があるが，法令適用場面の具体的なイメージが湧かない上での講義の退屈さや理解不足は法令への学習意欲の減退を招く。

学生を対象とした放射線防護の教育プログラムを実施しこのような背景において，学生など業務経験のない受ている 。このような原子力規制の専門家育成を目指し講者に対する効果的な法令教育方法の開発の取り組みとた放射線防護教育においては，放射線関連法令は必須項

して，通常の講義に加え受講者参加型のグループワーク

目である。一般的に放射線関連法令の教育は講義形式

を組み合わせた形式を試みたところ，受講者の学習意欲で行われるが，講師から受講者への一方向的な講義形式の改善に一定の効果を得たことが示唆されたことから本は新たな知識や情報を体系的に学ぶには効果的である半稿で報告する。

1)

面 ，受講者が終始受け身となるため，非主体的で参加
2)

意識が薄れがちになるという問題点がある 3)。また，法II

グループワークの試み

令という性質上，講義が単調になりがちで受講者に退屈

放射線医学総合研究所人材育成センターでは，平成という印象を与えやすい。特に放射線関連の法令におい28 年度より原子力規制人材育成事業として学生及び若ては放射線管理や放射線量の測定などの実務を踏まえた

手社会人向けに放射線教育を行っている 4)。この事業で*1（国研）量子科学技術研究開発機構放射線医学総合研究所；千#葉県千葉市稲毛区穴川 4–9–1（〒 263–8555）
National Institute of Radiological Sciences, National Institutes for
Quantum and Radiological Science and Technology; 4–9–1, Anagawa,Inage-ku, Chiba-shi, Chiba 263–8555, Japan.
Corresponding author; yoshida.nami@qst.go.jp

実施している研修では，放射線の基礎知識をはじめとして測定や人体影響，リスクコミュニケーションなど，原子力規制人材として重要な知識と技術の提供を主眼に置いている。本事業開始 1 年目で経験した学生に対する法
令講義の困難さを踏まえ，平成 29 年度に，具体的状況

116

Nami yOshida, Yoshimasa miyazaKi, Yuko shimizu and Toshiaki arimaを設定して法令を遵守するために何をするべきかを議論を作成するという課題を 2 題設定した。課題 A は Fig. 1

し，必要な作業を協力して進めていくグループワークをに示す仮想的モデル事業所の RI 実験棟において，従来法令講義に併せて実施した。すなわち，密封線源のみをの実験室 1 に加え実験室 2 でもセシウム 137 線源を 10使用する許可使用者として，許可線源をこれまでと異時間 / 週使用するための変更申請であり，RI 実験棟は事なった方法で使用する際の変更許可申請に関する書類

業所敷地内の Fig. 2 に示す場所に位置しているという条

Fig. 1 Top view of the radioisotope facility assumed in the given task. The radiation-controlled area is indicated by the thicklines. The thickness of the wall is differently assumed between two tasks (40 cm in task A and 30 cm in task B).

Fig. 2

Layout of buildings in the facility site assumed in the given task.

Trial Introduction of Group Work in Law Education for College Students

117

件を与えた上で，放射線使用施設と貯蔵施設の施設要件

グループワークでは適宜，事業所内の職員や事業所外の規定の理解と距離と遮へいによる放射線の減衰の理解を一般人の標準的な滞在時間を利用して計算するための踏まえた対応能力を求めている。また，管理区域及び事情報を示している（Fig. 4）。課題 B は Fig. 1 に示す施設

業所境界における線量限度に関する理解だけでなく，施において，実験室 1 で使用するコバルト 60 線源の放射設に掲示しなければならない標識等，技術的内容の変更

能を 370 MBq から 740 MBq に変更するための変更申請に関連して考慮すべき申請方法の知識も求めている。更であり，線源強度の変更により常時立入る場所と管理区に RI 実験棟の断面図（Fig. 3）も与えた上で，遮へい計

域境界の空間線量が法定限度（それぞれ 1 mSv/週及び算では建物の平面だけでなく立面でも考える必要がある

1.3 mSv/3 月）を超える状態になることの理解を求めてことの理解を求めている。適切な線量計算に導くため，いる。そして法令の基準を満たしていない状態への対応

Fig. 3 Side view of the radioisotope facility assumed in the given task. The thickness of the wall is differently assumed between
two tasks (40 cm in task A and 30 cm in task B).

Fig. 4

Example of the hints provided for the students to learn unwritten rules in laws.

118

Nami Yoshida, Yoshimasa Miyazaki, Yuko Shimizu and Toshiaki Arima

として，貯蔵時の条件は変えず，遮へい物の設置や線源使用時の条件を更に変更することで法令遵守の方策を考案することを求めている。

学んでいたと思われた。
全ての発表が終了したところで放射線障害防止法第一条の条文を示し，この法令の目的が放射線障害の防止とグループ分けについては，1 グループあたりの人数を

公共の安全確保であること，原子力基本法が原子力の平4 〜 5 名とした。また，学生の所属学部が偏らないよう

和利用のために規定されていることを伝え，これまでの配置し，色々な角度からの視点で議論ができるよう配慮

グループワークで討論してきた遮へい計算や線量率の評した。各グループには，法令の要点を纏めた講義用テキ

価点の検討などがなぜ必要なのかを改めて考えさせ，法ストに加え，『アイソトープ法令集（I）2014 年度版』
『放，

令遵守の重要さについての認識を促した。

射線障害の防止に関する法令概説と概要第 10 版』及びIII

『放射線施設の遮蔽計算実務（放射線）データ集 2015』

受講者の反応を配布した。その他参考資料として，モデル事業所が過原子力規制人材育成事業の開始早々の，法令グループ

去に作成したと想定される使用許可申請書，使用許可証，

ワークを導入する前の 1 年間に実施した 4 課程におい施設の図面も用意し，必要に応じてタブレット端末で確て，全ての講義を「優」，「やや優」，「普通」，「やや劣」

認できる形とした。建屋の図面は計算の簡便のために出及び「劣」の 5 段階で評価した受講者アンケートの結果

来る限り単純なものとし，寸法についても計算しやすいを Table 1 に示す。法令の講義についてはその他の講義

単純な数値を使用した。この場合，消防法等他の法令遵に比べて「優」の評価が半数程度であり，「やや劣」と「劣」守の点で問題が出る場合があるが，あくまで放射線障害の評価が多かった。受講者からのコメントとしては，「規防止法のみを議論の論点とすることとした。

定条文の文言を読み上げざるを得ないが，講義の要領がグループワーク開始時にはモデル事業所が許可使用者

悪い」，「内容も結構単調なものだった」，「初心者には難に当たるのか届出使用者に当たるのかは説明されず，受しい内容のようで寝ている方も多かった」といったもの

講者は使用している線源の種類と数量に基づき判断するがあった。条文や内容を読み説明することが多い法令のところから着手した。課題 A では新しい評価点の検討

講義では，受講生は単調，退屈だと感じ，また，法令のや遮へい計算，課題 B では線量超過の程度と遮へい方独特な条文により法令をとても難しく感じてしまったよ

法，選択した使用方法による線量の低下の度合いなど，うであった。一方，法令グループワークを導入した最初

グループごとに自由に討論した。グループワークを進めの課程における法令の講義及びグループワークに関するる中で受講者が抱く疑問には講師が対応し，必要に応じ受講者のアンケート結果は Table 2 の通りである。

て原子力規制委員会決定（原子力規制委員会が公式見解

法令以外の講義の内容は，法令グループワーク導入前として発表する声明文）等の，受講者が普段目にするこの研修と大きな違いがないことから，受講生の評価の基とのない追加資料を提示した。グループごとに変更許可

準が総じて厳しかったと考えられるが，法令講義及びグ申請を作成した後，各グループでの検討過程と結果を教

ループワークに「優」を付けた受講者の割合がその他の室内スクリーンと各端末上で共有できるアクティブラー

講義とほぼ匹敵する一方，「やや劣」や「劣」を付けた

ニング支援アプリケーション MetaMoji ClassRoom（（株）

受講者数は顕著に少なかったことは，法令グループワー

MetaMoji）を用い，全体討論を行った。課題 A では使ク導入後の法令関連の講義の評価が相対的に高かったこ

用室の標識の追加掲示については検討に至らなかったグとを示唆している。なお，研修の前後に実施したプレテループが多かったが，すべてのグループで管理区域壁面，
RI 実験棟の屋上及び事業所境界にそれぞれ 1 点ずつ線量評価点を追加したという点で結論に差は無かった。課
題 B でもすべてのグループが線量限度を超えないように使用時間を制限するという結論を導いた。このように結果的には各グループが同様の結論を導出したものの，討論において各グループが各々の理解に従って独自の検討を進めていった過程が見て取れた。また，現場を具体的にイメージして遮へい計算等を行うことで，放射線防護の知識と法令との密接なつながりを自らの経験として

Table 1 Class evaluation by students for lectures on law
and that on other subjects in 4 training courses carried out
before introduction of the group work.(%)*
法令の講義
その他の講義

優
27.3
58.6

やや優
37.4
24.9

普通
26.8
13.8

やや劣
6.0
2.3

劣
2.5
0.4

* From the questionnaire results, the percentage of each evaluation
category was averaged separately for lectures on laws (4 lectures)and lectures on other subjects (45 lectures). The questionnaire
results of practical exercises and drills were removed from theanalysis.

Trial Introduction of Group Work in Law Education for College Students

Table 2 Class evaluation by students for lectures on laws
combined with the group work and that on other subjects in the
training course where the group work was introduced. (%)**
法令講義及びグループワーク
その他の講義平均

優

やや優

普通

やや劣

劣

28.6

35.7

35.7

0.0

0.0

33.6

31.4

28.1

6.6

0.3

**From the questionnaire results, the percentage of each evaluation
category was averaged separately for lectures / group workon laws and lectures on other subjects (11 lectures). The
questionnaire results of practical exercises and drills were
removed from the analysis.

119

利益相反の開示
開示すべき利益相反状態はない。
参

考 文

献

1) Nuclear Human Resource Development Network;
Genshiryoku jinzai ikusei no kadai to kongo no taiou
─Genshiryoku jinzai ikusei rodomapu no teian─ [Issuesof nurturing nuclear employees and future measures─proposal of nuclear human resource development
roadmap─] (in Japanese), Nuclear Human Resource

ストとポストテストにおいて，法令分野からの出題ではDevelopment Network Website [online]. Available at:

点数の上昇幅（平均 35.6 点）は法令グループワーク導

https://jn-hrd-n.jaea.go.jp/material/activityreports/policy-

入前の 4 研修の上昇幅（平均 21.6 点）よりも顕著に高かっ

roadmap-20150513.pdf, Accessed 12 February 2019.

た。このことは法令グループワークの効果を更に示唆し

2) a. KOyama and s. mizOKami; The effect of attitudesていると考えられる。受講者のコメントとしては「ただtoward lectures on learning outcomes mediated by

講義を受けるだけではなく，実際を元に具体的に適用しattitudes toward active learning, Educ. Technol. Res., 41,てみて考えることでより理解ができた」，「意外なことを69–76 (2019) (in Japanese).

考えさせられて良かった」，「学んだことを実践する。こ3) m. n agaOKa ; Encounters with foreign cultures:

れが効率よく深く理解できると実感した」等があり，講raising awareness of foreign cultures in the classroom,

義とグループワークの組み合わせにより，より深い学び“Bunkagakuen Daigaku Kiyou Jinbun Syakaikagakuを得たと思われる。

Kenkyu” [Bulletin of the Bunka Gakuen University,

以上から，講義による知識のインプットとグループ

humanities and sociology research], 20, 137–148 (2012).

ワークによる知識のアウトプットにより，通常の講義の4) National Institute of Radiological Sciences Human

みの場合よりもより法令に対する深い学びを得たと考え

Resources Development Center; Genshiryoku kisei jinzai

ることができる。また，グループワークの試みにより受ikusei jigyou: gakuseimuke 5 syurui no kensyu kosu

講者の学習意欲を高め，より深い学びを得ることで学習“Jissenteki ni housyasen wo manabu” [Nuclear regulatory

効果の上昇にも繋がることが示唆されたと考えられる。

human resource development project: 5 kinds of training

IV

ま

と

め

courses for students “learn radiation practically”] (inJapanese), National Institute of Radiological Sciences

これまで問題だった，学生や初学者といった受講者のHuman Resources Development Center Website [online].

法令の講義に対する学習意欲の低さへの対処法として，

Available at: http://www.nirs.qst.go.jp/information/

グループワークが 1 つの効果的な方法であることが示唆

training/kisei/index.html, Accessed 7 February 2019.

された。本稿は法令手続きのうち変更申請を課題として取り上げたが，放射線の利用において法令が関わるシーンは数多く，さまざまな場面を想定することでグループ

吉田奈美（よしだ

ワークのバリエーションを拡げることができる。また，専門学校生や放射線測定要員などへの放この手法は学生だけでなく，現場での新人教育などの場

射線教育業務を経て 2017 年（国研）量においても活用することもできる。

子科学技術研究開発機構放射線医学総合なみ）

ただしグループワークの準備には時間が必要となるた研究所へ入所。現在は同研究所人材育成

め，開催に向けてはこの時間をいかに短縮するかが課題

センターにて大学生や若手社会人への放である。この課題への対処法を検討しつつ，受講者の受射線防護に関する法令の教育に携わっている。

講前，受講後の理解度の変化についても今後更に調べて

E-mail: yoshida.nami@qst.go.jp

いきたいと考えている。

Jpn. J. Health Phys., 54 (2), 120 〜 128 (2019)

DOI: 10.5453/jhps.54.120

Review

Key Elements for Optimization of Radiation Protection for the
Postoperational Phase of Radioactive Waste Disposal
Haruyuki Ogino,*1, # Ryo Nakabayashi*1 and Daisuke Sugiyama*1（Received on January 17, 2019）（Accepted on April 18, 2019）
The optimization of radiation protection is not just the minimization of radiation exposure but is now viewed more broadly toreflect the increasing role of individual equity, the safety culture, and stakeholder involvement in our modern societies. Since
less importance should be given to individual exposures received in the distant future owing to the increasing uncertainties
in long-term safety assessment, the optimization principle should be carefully considered for the disposal of long-lived
radioactive waste. In this paper, we review the relevant international discussions on the optimization of radiation protectionand extract the following key elements: (1) broadening of the optimization process towards judgmental decision-making, (2)the dose level that would be achieved as a consequence of the optimization process, (3) the use of predicted doses beyond atime frame of a few generations, and (4) the need for a dialogue between the authorities and the operating management. We
examine the role of dose constraints from an ethical point of view and discuss the importance of reducing the inequity in thedose distribution of individual exposures when selecting a protective option for the design of a radioactive waste disposal
facility. Furthermore, we review the concept of exemption from regulatory control, which is totally different from the disposalof radioactive waste in a facility.
KEY WORDS: radioactive waste disposal, long-term safety assessment, optimization of radiation protection, ALARA, dose
constraint, stakeholder involvement, ethical values, justice, equity, exemption, clearance.
I

INTRODUCTION

The optimization of radiation protection is one of thethree principles in the system of protection recommended
by the International Commission on Radiological Protection(ICRP).1) It is a source-related process to keep the likelihoodof incurring exposures, the number of people exposed, andthe magnitude of individual doses as low as reasonably
achievable (ALARA), taking economic and societal factors
into account. Following the ICRP 2007 Recommendations,1)
the International Atomic Energy Agency (IAEA) issued theSpecific Safety Requirements for the disposal of radioactive
waste (SSR-5),2) in which the application of the optimization
principle is required to ensure the safety of disposal facilities
for radioactive waste in operation and after closure. Since lessimportance should be given to individual exposures received in
the distant future owing to the increasing uncertainties in longterm safety assessment,3, 4) the optimization principle should be
carefully considered for the disposal of long-lived radioactive
waste.
In Japan, the application of the optimization principle
using the concept of dose constraints has been discussed by*1 Radiation Safety Research Center, Nuclear Technology Research#Laboratory, Central Research Institute of Electric Power Industry;
2–11–1, Iwado-kita, Komae-shi, Tokyo 201–8511, Japan.
Corresponding author; E-mail: haruyuki@criepi.denken.or.jp

the Nuclear Regulation Authority (NRA) to develop design
and management requirements for an intermediate-depth
disposal facility in which radioactive wastes from a reactor
pressure vessel with relatively high levels of contamination
generated during the decommissioning or operation of a
nuclear power plant will be disposed of.5, 6) For the progressive
implementation of the disposal of long-lived radioactive
waste, it is important to develop a national regulatory
framework in accordance with international discussions onradiation protection principles. In this regard, one of theessential points in the recent international discussions that isperhaps less well recognized in Japan is that the optimizationof radiation protection does not mean the minimization ofradiation exposure and that the individual dose is only one of
the attributes to be considered in the process of optimizationof radiation protection. This is because the way in which the
optimization of radiation protection should be implemented
is now viewed more broadly to reflect the increasing roleof individual equity, the safety culture, and stakeholder
involvement in our modern societies.3)
In this paper, we review the relevant international
discussions on the optimization of radiation protection withparticular focus on the use of dose constraints, and extract
key elements that can be useful for sound discussions on the
optimization of radiation protection for the postoperational
phase of radioactive waste disposal in Japan. We also examine
the role of the dose constraints from an ethical point of viewKey Elements for Optimization of Radiation Protection for the Postoperational Phase of Radioactive Waste Disposal

and discuss the importance of reducing the inequity in the dose
distribution of individual exposures. Furthermore, we review
the concept of exemption from regulatory control, which is
totally different from the disposal of radioactive waste in a
facility.
II

EVOLUTION OF THE OPTIMIZATION
PRINCIPLE

The optimization principle has been introduced in the systemof protection as a direct consequence of the recognition of theso-called stochastic effects coupled with the impossibility ofdemonstrating the existence or nonexistence of a thresholddose for this type of irreversible effect. The application of the
optimization principle has evolved through the process of trial
and error over the decades as summarized in ICRP Publication
101 Part b.3)
This section introduces four key elements of the
optimization principle that we extracted from relevant
ICRP recommendations for sound discussions to develop
a national regulatory framework for radioactive waste
disposal in accordance with international discussions on theradiation protection principle, namely, (1) broadening of the
optimization process towards judgmental decision-making,(2) the dose level that would be achieved as a consequenceof the optimization process, (3) the use of predicted doses
beyond a time frame of a few generations, and (4) the needfor a dialogue between the authorities and the operating
management. Figure 1 summarizes these key elements.
1. Broadening of optimization process towards judgmental decision-making
While the definition of the optimization principle hasremained relatively unchanged since Publication 26 in 1977,7)
its application has evolved with the feedback of its practicalimplementation over the decades. The focus was initially121

placed on quantitative techniques, mainly cost-benefit analysis
in which the optimum protective option can be mathematicallygiven by the minimum value of the sum of its associated costof protection and the corresponding cost of the collective
exposure. However, past experience has demonstrated thatthe quantitative techniques always led to some reservations
about the use of a monetary value approach from an ethicalpoint of view as they directly involve the economic valueof life, and the methodological tenets have never found a
broad consensus.3) Consequently, the optimization process
has progressively incorporated operational procedures, goodpractice, and qualitative approaches rather than quantitative
approaches to become a more judgmental decisionmaking. Therefore, it is important to bear in mind that themathematically optimum solution is not always the bestprotective option under the prevailing circumstances that canfind a broad consensus by stakeholders. Nevertheless, we
believe that the historical development of the optimization
process does not fully deny the use of cost-benefit analysis
because it can still provide stakeholders with necessary
information in the judgmental decision-making.
2. Dose level that would be achieved as a consequenceof the optimization process
It is not relevant to determine, a priori, a dose level below
which the optimization process should stop.3) This is because
the optimum solution is always specific to the prevailingcircumstances in terms of economic and societal factors, andthe dose level that would be achieved as a consequence ofthe optimization process could be close to or well below theappropriate constraint (e.g., the dose constraint in the planned
exposure situation), or even lower than any level proposed
as an “entry level” into the system of protection.3) Although
the same wording is not used in Publication 101,3) it can beunderstood that the term “entry level” implies the concept of

Fig. 1 Extracted key elements for optimization of radiation protection for the postoperational phase of radioactive waste disposal.

122

Haruyuki Ogino, Ryo Nakabayashi and Daisuke Sugiyama

exemption, which refers to waiving regulatory requirements apriori provided that radiation risks are sufficiently low as not
to warrant regulatory control (i.e., of the order of 0.01 mSv ina year or less) or the regulatory control itself would yield nonet benefit. The exemption concept is explored in more detailin Section IV.
Moreover, an optimum solution that has been previously
agreed by stakeholders may be changed at a later stage as aresult of changing technical, economic, legal, or social contexts
such as the introduction of new technologies, increasing publicconcern, and the availability of new resources for protection,and these will be incentives for revisiting the situation,
implementing new protective options, and possibly setting a
new endpoint.3) Looking back, there was a time in the 1950s
when the optimization of radiation protection basically meant
minimization of the radiation dose “to reduce exposures tothe lowest possible level” 8) and “to keep exposures as low aspracticable”.9) However, it is now considered that the optimum
solution that can find a broad consensus by stakeholders can be
determined as a result of an iterative evaluation that carefullybalances the detriment due to the exposure and the resources
available for protection.3)
3. Use of predicted doses beyond a time frame of a few
generations
Publication 101 3) also warns about the use of predicted
doses beyond a time frame of a few generations for decisionmaking purposes in the optimization process. Publication 122 4)
further elaborates this point in the context of the geologicaldisposal of long-lived solid radioactive waste. They both
point out that owing to the increasing uncertainties in theestimation of both radiation dose and its associated detriment,
progressively less importance should be given to individual
exposures received in the distant future. Given the evolutionof society, human habits, and characteristics, the effective
dose loses its direct connection with the detriment to healthfor radiation doses after a time frame of a few generations;moreover, the geosphere, the engineered system, and thebiosphere will evolve in a less predictable way in the distantfuture.4) Therefore, it is not appropriate to focus on the
numerical values currently used for the purpose of radiation
protection, such as dose constraints, as absolute criteria to bestrictly achieved a very long way into the future. Rather, themain emphasis should be placed on qualitative information
so that stakeholders can compare protective options and thenreach a broad consensus in the judgmental decision-making.
4. Need for a dialogue between the authorities and theoperating management
Since the application of the optimization principle
has evolved to become judgmental decision-making, theoptimization process should be transparent with all the data,
parameters, assumptions, and values that enter the process
presented and defined clearly.3) This transparency assumes that
all relevant information is provided to all stakeholders andthat the traceability of the decision-making process is properly
documented, aiming for an informed decision. To achievethis, it is recommended to establish a dialogue between
the authorities and the operating management in line withguidelines prepared by the regulations to build such a dialogue.
This is based on the recognition that the success of the
optimization process depends on the quality of the dialogue,
and it is not the role of the authority to focus on specificoutcomes for a particular situation, but rather on processes,
procedures and judgments. More generally, the involvementof stakeholders is a proven means of incorporating values,
resolving conflicts among competing interests, building ashared understanding with both workers and the public,
and building trust in institutions that can reinforce thesafety culture and introduce the necessary flexibility in the
management of the radiation risk to achieve more effective
and sustainable decisions.3)
Regarding the dialogue between the authority and theoperating management, an overseas research project has been
conducted by the Japan Radioisotope Association supported by
NRA to investigate advanced cases of radiation safety culture
and its supporting regulatory framework in other countries.10)
One of the key observations from the project was that a
constructive dialogue between the authority and the operating
management to promote radiation safety culture has been
established in Canada, and the authority has a clear visionof how to incorporate it into the regulatory requirements.
To achieve this, the Canadian Nuclear Safety Commission
has frequently organized regular meetings between theauthority and the operating management to share informationand have a frank exchange of views. A typical example ofsuch a constructive dialogue was that a draft of regulatory
requirements on the promotion of radiation safety culture
was widely disclosed from the authority to the stakeholders
for an open discussion, which enabled them to build a broadconsensus among different organizations. The authority has
a clear desire to build a relationship of mutual trust throughperiodic communications and endeavors to provide suchopportunities for the authority and the operating management
to understand each other and work together while keeping anappropriate distance in terms of the regulatory and operational
aspects. Although the scope of the project was not exactly
the same as the optimization of radiation protection for the
postoperational phase of radioactive waste disposal that we
discuss throughout this paper, it can be considered that thisadvanced practice can provide a sound foundation by which ameaningful dialogue between the authorities and the operating
management that is based on close cooperation rather thanconfrontation can also be developed in Japan to achieve thesame goal, which is to realize the safe disposal of radioactive
waste.
III

DOSE CONSTRAINT AND EQUITY

The concept of dose constraints was introduced in
Publication 60 11) as a means to ensure that the optimization
process does not create substantial inequity, i.e., the possibility
that some individuals in an optimized protection scheme
may be subject to much more exposure than the average.
This concept is based on the observation that the benefitsKey Elements for Optimization of Radiation Protection for the Postoperational Phase of Radioactive Waste Disposal

and detriments are unlikely to be evenly distributed throughsociety, and the optimization of radiation protection may
thus introduce a substantial inequity between individuals.
This inequity can be reduced by incorporating source-related
restrictions on the dose in individuals into the optimization
process, which are called dose constraints by ICRP. Morerecently, four core ethical values underpinning the system ofprotection have been identified in Publication 138,12) namely,
beneficence/non-maleficence, prudence, justice, and dignity.
In the context of justice, it is stated that protection criteria aim
to reduce inequities in the distribution of individual exposuresin situations where some individuals could be subject tomuch more exposure than others, and individual exposures
are restricted through the use of dose constraints in a planned
exposure situation.
This section introduces the role of dose constraints in the
optimization process as well as the ethical consideration of
reducing inequity in the distributions of individual exposures.
Furthermore, we summarize key descriptions from relevantinternational discussions regarding the appropriate use of dose
constraints in radioactive waste disposal.
1. Role of dose constraints in the optimization process
Figure 2 shows a general graphical representation of thechange in the dose distributions of individual exposures withthe application of an optimized strategy and the roles ofdose constraints developed by cOOl.13) Here, five steps wereidentified to achieve protection in any exposure situations: (1)characterizing the exposure or exposures that are expected
to occur, (2) justifying the taking of protective actions, (3)identifying the exposures of individuals that warrant specificattention, (4) implementing an optimized protection strategy
to change the dose distribution, shift exposures towards lower
levels, and reduce inequity, and (5) enabling stakeholder
engagement and action. The selection of relevant andappropriate individual dose criteria guides the optimization
process in the planning of the protection strategy and inevaluating the effectiveness of the protective actions taken.
The function of the individual dose criteria is distinct from theFig. 2 Optimization of radiation protection and the dose
distributions of individual exposures (modified from cOOl 13)
with permission).

123

establishment of dose limits as exposure levels greater than theindividual dose criteria are not violations, but rather a reason
to consider whether further actions can be taken to reduce
exposure levels. The oval indicates levels of exposure forindividuals that warrant particular attention as they are greaterthan the selected individual dose criteria.13)
A dose constraint has been occasionally misunderstood asa regulatory criterion to be strictly achieved similarly to dose
limits in a planned exposure situation. It is important to bear inmind that the dose constraint is a tool used for the optimizationof radiation protection and that there is a possibility that thedose for some individuals may exceed the dose constraint
as a result of inherent uncertainties in dose assessment.3)
By optimizing protection, however, the dose distribution ofindividual exposures will be shifted towards lower levels, as
shown in Fig. 2, and thus the probability of the dose for any
individual exceeding the dose constraint will be decreased.
This is the way how the inequity in the dose distribution canbe reduced through the optimization process, and the dose
constraint should be used for such purposes.
With respect to the optimization of radiation protection
for public exposure in radioactive waste disposal, ICRP
recommends in Publication 77 14) that the maximum value ofthe dose constraint for a single source should be an effective
dose of 1 mSv in a year (i.e., the dose limit for a member of the
public) to allow for exposures to multiple sources, and a valueof no more than about 0.3 mSv in a year would be appropriate.
Publication 81 15) also recommends a dose constraint of about
0.3 mSv in a year for natural processes in the disposal of longlived solid radioactive waste, and Publication 122 4) adopts thesame approach to geological disposal. In these publications,
it can be understood that the assignment of about one-thirdof the public dose limit as the dose constraint assumes thata radioactive waste disposal facility is a single source andthe radiation dose will be still less than the public dose limit
when a representative person is exposed to radiation arisingfrom multiple sources (e.g., research, nuclear, medical
facilities) in the same area in addition to the radioactive
waste disposal facility. Considering the progressive change
in the dose distribution of individual exposures through the
optimization process, as shown in Fig. 2, it is unlikely thatthe same individual will continuously receive radiation doses
higher than the selected dose constraint from more than threedifferent sources at the same time. Therefore, it is prudent
to assign about one-third of the public dose limit as the dose
constraint for a radioactive waste disposal facility.
Regarding the radiological criteria applied to scenarios
representing natural processes that includes all the processes
that lead to the exposure of individuals other than human
intrusion, ICRP recommends in Publication 81 15) that theapproaches to show whether constraints are satisfied canbe either (i) aggregation or risk by combining doses andprobabilities, or (ii) for each exposure situation presenting
the dose and its corresponding probability of occurrence
separately, and the same degree of protection can beachieved by using either a risk constraint in the first case ora dose constraint supplemented by a consideration of the124

Haruyuki Ogino, Ryo Nakabayashi and Daisuke Sugiyama

probability that the doses would be incurred in the secondcase. Commonly important issues for the safety regulationsof radioactive waste disposal in Japan were discussed by the
Nuclear Safety Commission of Japan (NSC) in 2004,16) and it
was recognized that it is effective to apply the disaggregateddose/probability approach that analyzes alternative scenarios
according to the likelihood of occurrence and separately
evaluates the results of analyses. Moreover, NSC issued thebasic policy for safety regulations concerning land disposalof low-level radioactive waste in 2007,17) which embodied theapplication of the disaggregated dose/probability approach byreferring to the dose constraint of 0.3 mSv/y for events thatare less likely to occur and intervention levels of 10–100 mSv/
y for scenarios to be stylized because of the non-existenceof scientific bases for predicting the occurrence and content
of effects arising from human activities. These approaches
on the use of disaggregated approach were taken over to thebasic guide for safety review of category 2 radioactive waste
disposal issued by the NSC in 2010.18) Recently, NRA has
been discussing the application of the optimization principle
to develop requirements for radioactive disposal facility, andwe hope that this review article will help clarify the point at
issue for sound discussions on the optimization of radiation
protection for radioactive waste disposal.
2. Ethical considerations of reducing inequity in thedose distributions of individual exposures
Justice is one of the four core ethical values underpinning
the system of protection, and the inequity in the dose
distribution of individual exposures can be reduced by the
optimization of radiation protection based on the concept ofdose constraints.12) Such ethical considerations will also playa key role in selecting better designs for radioactive waste
disposal facilities. One may argue that a protective option
by which the predicted dose for a member of the public is
reduced is always the better selection under any circumstances.
This might be true if the primary aim is to minimize thepredicted dose rather than optimize the protection. However,as mentioned in Section II, the application of the optimization
principle has evolved to become a more judgmental decisionmaking to select the best protective option under the prevailingcircumstances while ensuring a broad consensus among
stakeholders, and the optimum option is not necessarily the
one that achieves the lowest radiation dose. In this respect, it isnoteworthy that not only the mode of the predicted dose (i.e.,
minimization) but also the widths of the dose distributionsof individual exposures (i.e., equity) should be considered
to reduce the inequity among the exposed population andenhance the ethical value of the decision.
Provided that there are several protective options in which
each mode of the predicted dose falls into almost the sameorder of magnitude below an established dose constraint but
the widths of the dose distributions of individual exposures
are significantly different from each other, then the best optionthat ensure a broad consensus among stakeholders might be
one that can avoid the introduction of a substantial inequity
in the dose distribution but results in a slightly higher modeof the predicted dose. By establishing a higher-quality control
system for engineering materials to be used in a radioactive
waste disposal facility, one can reduce the uncertainties
of parameters used to calculate the predicted dose in thesafety assessment through the accumulation of reliable data.
Moreover, the equal dose distribution of individual exposures
can be pursued, which would ultimately enhance the ethicalvalue of the decision. By presenting all the data to stakeholders
in judgmental decision-making, particularly the resources
available for minimizing the mode and reducing the widthof the dose distribution, stakeholders can make an informed
decision in a transparent manner. The limited resources shouldbe effectively used to promote such transparent decisionmaking by stakeholders rather than further minimizing themode of the predicted dose within the same order of magnitude
below the dose constraint.
3. International consensus on the use of a dose constraint
in radioactive waste disposal
One pressing concern in the discussions on the scopeof exposure scenarios that should be covered in the safetyassessment of radioactive waste disposal facilities is “howconservative is conservative enough?.” Responding to thisquestion, we summarize key descriptions in the recent
international discussions regarding the appropriate useof the dose constraint concept. We conclude that there isan international consensus that extremely conservative,
unrealistic, and unlikely settings should be outside the scopeof consideration when using the dose constraint concept in aplanned exposure situation.
ICRP recommends in its Publication 81 15) that the protection
requirements can be considered satisfied provided theappropriate constraint for natural processes has been satisfied,reasonable measures have been taken to reduce the probabilityof human intrusion, and sound engineering, technical, andmanagerial principles have been followed. With respect to thepost-closure period, IAEA requires in its SSR-5 2) that naturalprocesses include the range of conditions anticipated overthe lifetime of a facility and events that could occur with alesser likelihood, but extremely low probability events should
be outside the scope of consideration. Furthermore, SSR-5 2)
requires that when irreducible uncertainties make the results ofcalculations for safety assessment purposes less reliable, thencomparisons with dose constraints or risk constraints need
to be treated with caution, and the robustness of the disposal
system can be demonstrated by assessing reference events thatare typical of natural events with very low frequency. ICRP
recommends in its Publication 122 4) that the dose constraints
or risk constraints for planned exposure situations apply tonatural events that are included in the design-basis evolution
and do not apply to severe natural disruptive events notconsidered in the design-basis evolution.
Regarding the use of conservative assumptions commonlyused to treat uncertainties, IAEA states in its SSG-23 19) thatconservative assumptions may lead to assessments representing
situations that are extremely unrealistic or impossible andtherefore difficult to interpret and communicate, and that

Key Elements for Optimization of Radiation Protection for the Postoperational Phase of Radioactive Waste Disposal

when conservative values are assigned to several parameters,
the results of the calculations might be overly conservativeand provide a poor basis for decision making. Furthermore,
SSG-23 19) states that if a conservative approach is to be
used, it should be realistic, making use of empirical data,as practicable, as well as expert judgement in the selectionof exposure scenarios, conceptual models, parameters, andsimplified calculation models.
For the assurance of compliance with the safety objectives
and criteria, SSR-5 2) states that an indication that calculated
doses could exceed the dose constraint in some unlikely
circumstances need not necessarily result in the rejection of asafety case. This is in line with the recommendations by ICRP
in its Publication 101 3) that there is a possibility that the doseto some individuals may exceed the dose constraint as a resultof the inherent uncertainty in dose assessment for the public
and the transient nature of many extreme exposure situations.
Primarily, the representative person is defined by ICRP as ahypothetical construct to be used to determine compliancewith the dose constraint.3) Habits such as the consumptionof foodstuffs, breathing rate, location, and usage of local
resources used to characterize the representative person are
typical habits of a small number of individuals representativeof those most highly exposed and not the extreme habitsof a single member of the population.1) In addition, ICRP
recommends that care should be exercised to avoid selecting
extreme percentile values for every variable to prevent
excessive conservatism in the assessment, because such a
result could lead to a significant and unrealistic overestimationof the dose for the representative person, and may unduly
burden the design of medical or other facilities, and theselection of parameter values must represent a reasonable andsustainable exposure scenario.3)
Taken together, it can be considered that there is aninternational consensus regarding the use of the dose constraint
concept in a planned exposure situation for radioactive waste
disposal that extremely conservative, unrealistic, and unlikely
settings should be outside the scope of consideration.
Similar to the severe natural disruptive events notconsidered in the design-basis evolution, ICRP Publication
122 4) also states that the risk or dose constraint does not
apply for inadvertent human intrusion, and then the ensuringexposure situation (i.e., emergency or existing) should beconsidered by the competent authority, and the relevant
protection measures should be implemented if the events wereto occur while there is still (direct or indirect) oversight ofthe disposal facility. SSR-5 2) further elaborates the protection
criteria for inadvertent human intrusions as follows. Firstly,
if such intrusion is expected to lead to an annual dose of lessthan 1 mSv (i.e., the dose limit for members of the public
not to be exceeded in the future) to those living around thesite, efforts to reduce the probability of intrusion or to limit
its consequences are not warranted. Secondly, if human
intrusions were expected to lead to a possible annual doseof more than 20 mSv, alternative options for waste disposal
are to be considered (e.g., disposal of the waste in a deeper
facility, or separation of the radionuclide content giving rise125

to the higher dose). Finally, if the annual doses in the range of
1–20 mSv (i.e., reference levels in existing exposure situations
recommended by ICRP)1) are indicated, reasonable efforts are
warranted at the stage of development of the facility to reduce
the probability of intrusion or limit its consequences by meansof optimization of the facility’s design.
IV

EXEMPTION CONCEPTAs a consequence of the optimization of radiation protection
in radioactive waste disposal, the achieved dose level could
be close to or considerably below the dose constraint of about
0.3 mSv in a year, or even lower than the exemption dosecriterion of the order of 0.01 mSv in a year or less. This isbecause the best protective option is always specific to theprevailing circumstances and not necessarily the one with thelowest dose as described in Section II. However, a single valueof 0.01 mSv in a year, which is the lowest bound of the doseband for granting exemption (i.e., of the “order” of 0.01 mSv
in a year) and used to derive generic exemption levels in theInternational Basic Safety Standards published by IAEA,20, 21)
has occasionally been set as a target dose to be achieved in thesafety assessment of a radioactive waste disposal facility. To
promote sound discussions about the exemption concept, thissection reviews general conditions under which the exemption
concept can be utilized in radiation protection regulations.
We conclude that the exemption concept is not appropriate in
the application of the optimization of radiation protection to aradioactive waste disposal facility.
There are two distinct concepts in radiation protection
regarding the scope of control measures through regulations,
namely, exclusion and exemption.22) Firstly, exclusion refers
to the deliberate omission of exposure situations from thescope of regulatory requirements. Examples are exposuresfrom cosmic radiation at ground level and natural radioactive
constituents of humans, which are essentially unamenable
to control. Secondly, exemption refers to waiving regulatory
requirements a priori if the radiation risks are sufficiently
low as not to warrant regulatory control or regulatory control
would yield no net benefit.
Examples of exemption are the enormous number ofradioactive sources widely used in our daily lives such as
the glow starters containing small amounts of 147Pm and85
Kr. These radioactive sources are inherently safe from theviewpoint of radiation protection and only give rise to trivial
individual doses. According to the discussions when thegeneric exemption levels of the International Basic Safety
Standards in 1996 20) were introduced into Japanese laws, thedomestic sales of glow starters were more than 200 million peryear, accounting for more than 70% of the total annual sales ofsealed sources in Japan.23) As shown by this example, the logic
behind the introduction of the exemption concept is that it ismuch more beneficial for society to utilize these radioactive
sources with less than a certain level of radioactivity orradioactivity concentration (i.e., exemption level) than to spend
considerable resources to meet the regulatory requirements. In
this manner, the exemption concept can be utilized on the basisof not only the triviality of the radiation risk but also with

126

Haruyuki Ogino, Ryo Nakabayashi and Daisuke Sugiyama

consideration of the net benefit of imposing regulatory control.
Regarding the amounts of sources to which the exemption
concept can be utilized, generic exemption levels were
calculated for moderate amounts (i.e., at the most of the orderof a ton),20) and different sets of generic exemption levels forbulk amounts of materials are also provided in GSR Part 3.21)
When the dose criterion of the order of 0.01 mSv in a year
was developed for the application of the exemption concept
in Publication 46,24) the possibility that multiple exempted
sources will be combined now or in the future to give rise
to a significant total radiation dose was pointed out, but it
was judged that the total annual dose for a single individualfrom multiple exempted sources will not exceed 0.1 mSv
as it is unlikely for the same individual to be continuously
exposed to more than ten exempted sources. As shown by theamounts of sources assumed in the calculation of the genericexemption levels and the consideration about the possibility of
the combination of exposure from multiple exempted sources,
it should be recognized that the sources to be exemptedfrom regulatory requirements are individual materials inmoderate or bulk amounts. Therefore, a facility itself suchas a radioactive waste disposal facility is not covered by the
exemption concept.
A special case of exemption termed “clearance” refers to
the relinquishing of regulatory control a posteriori if suchcontrols becomes unwarranted.22) Examples are bulk amountsof metals and concrete contaminated by artificial radionuclides
that are generated by the decommissioning of a nuclear
power plant (e.g., tens of tons per unit reactor). Similar to the
exemption concept, it is much more beneficial for society toutilize these bulk amounts of materials with less than a certain
level of radioactivity concentration (i.e., clearance level)
than to treat all of them as radioactive wastes regardless of
the radioactivity concentration. Below the clearance level,
the materials in bulk amounts can be reused, recycled, or
disposed of in conventional landfills. From the viewpoint of anenvironmentally sustainable society, the reuse and recyclingof materials with radioactivity below the clearance level aredesirable, but it is noteworthy that the disposal of materials
with radioactivity below the clearance level in conventional
landfills can also be a beneficial solution for society in terms ofallocating limited resources commensurate with the associatedradiation risk. Materials exceeding the clearance level shouldbe treated as a radioactive waste and appropriately disposedof in a facility, where the optimization of radiation protection
should be implemented as a key principle of radiation
protection as described in this paper. Note that, as clearlystated in Publication 122,4) the disposal of radioactive waste ina facility is a totally different concept from the exemption or
clearance of waste from regulatory control, and hence the dosecriteria for clearance do not apply.
V

SUMMARY AND FUTURE CHALLENGES

This review has attempted to share the key elements of
the optimization principle for sound discussions to develop anational regulatory framework for radioactive waste disposal
in Japan in accordance with international discussions onradiation protection principles (Fig. 1). There was a time in the
1950s, before the foundations of the current definition weredeveloped in 1977, when the definition of the optimization
principle basically meant radiation dose minimization.
The initial focus at that time was placed on quantitativetechniques, mainly cost-benefit analysis, but some reservations
remained about the use of monetary value approach from an
ethical viewpoint, and in spite of a great amount of effort,
the methodological tenets never reached a broad consensus.
Consequently, the optimization process has progressively
incorporated operational procedures, good practice, andqualitative approaches to become a more judgmental decisionmaking, and is now viewed more broadly to reflect theincreasing importance of individual equity, the safety culture,and stakeholder involvement in our modern societies.
In relation to the individual equity, the role of a dose
constraint in the optimization process was also reviewed in thispaper. A dose constraint has been occasionally misunderstoodas a regulatory criterion to be strictly achieved similar to adose limit. It should be emphasized that the dose constraint isa tool for the optimization of radiation protection, and there
is a possibility that the dose for some individuals will exceed
the dose constraint as a result of inherent uncertainties indose assessment. However, the probability of the dose for any
individual exceeding the dose constraint will be reduced by
optimizing protection as the dose distributions of individual
exposures will be shifted towards lower levels and theinequity will be reduced accordingly (Fig. 2). Considering
the progressive change in the dose distribution of individual
exposures through the optimization process and the reduced
probability that the same individual will continuously receive
radiation doses higher than the dose constraint from morethan three different sources at the same time, it is prudent
to assign about one-third of the public dose limit as thedose constraint for a radioactive waste disposal facility. We
also emphasized the importance of presenting all the data
to stakeholders in the judgmental decision-making so thatthey can make an informed decision in a transparent manner.
In particular, the focus should be placed on the resources
available for not only minimizing the mode of the predicteddose but also reducing the width of the dose distribution in
individual exposures, which can enhance the ethical value ofequity. Such a reduction in the width of the dose distribution
can be achieved, for example, by establishing a higherquality control system for engineering materials to be used
in a radioactive waste disposal facility. As shown in Fig. 3, aprevious study by the authors 25) has indicated that the mode of
the predicted maximum annual dose to a representative person
can be minimized by using a high-performance barrier (Fig.
3(a)), that the width of the dose distribution can be reduced byfocusing on the effect of increasing the level of quality control
during the construction of an engineered barrier (Fig. 3(b)),
and that the balance between the exposure and the engineering,
economic, and social feasibility of the protective option
should be considered when selecting the optimum option (Fig.
3(c)). We also examined the international consensus on theappropriate use of the dose constraint concept for radioactiveKey Elements for Optimization of Radiation Protection for the Postoperational Phase of Radioactive Waste Disposal

127

criteria for clearance do not apply.
Finally, although it is easy to emphasize the importance of
stakeholder involvement in decision-making procedures on
the basis of the scientific literature, there are many remaining
challenges in achieving effective stakeholder involvementin practice. On the basis of the author’s experience ofparticipating in stakeholder dialogues in Japan organized by
ICRP after the Fukushima nuclear accident,26) one of the key
elements in successful dialogue among the affected people
by the accident and the local and central government was thevolunteered but active participation of radiation protection
experts from universities and research institutes in Japan aswell as international organizations, who played an importantrole as a catalyst to facilitate dialogue among the participants.
What became clear from the participants’ testimony wasthat not only is the diffusion of scientific knowledge onradiation protection crucial to regaining composure in theliving environment, but so is trust. The situation after anuclear accident is completely different from that of a planned
radioactive waste disposal facility being constructed in an
ordinary manner, and thus they should not be compared
simply. However, there should be common points to learn interms of not only the public perception of the radiation risk
but also that of radiation protection experts. To conclude, we
hope that this review article will help provide a basis for sounddiscussions on the optimization of radiation protection for the
postoperational phase of radioactive waste disposal in Japan.
CONFLICT OF INTEREST DISCLOSURE
Fig. 3 Selection of the optimum option for engineering
materials in a radioactive waste disposal facility (createdfrom naKabayashi and sugiyama).25)

waste disposal that extremely conservative, unrealistic, andunlikely settings should be outside the scope of consideration.
We also reviewed the general conditions under which the
exemption concept can be utilized in radiation protection
regulations, and pointed out that the exemption concept is not
appropriate in the application of the optimization of radiation
protection to radioactive waste disposal facilities. The
exemption concept can be utilized on the basis of not only thetriviality of the radiation risk but also with the consideration of
the net benefit of imposing regulatory control. The radioactive
sources to be exempted from the regulatory requirements areindividual materials in moderate or bulk amounts, and thus afacility itself should not be treated similarly by the exemption
concept. Since a single dose criterion of 0.01 mSv in a year has
been used to calculate generic exemption levels and is widelyused as a boundary below which regulatory requirements
can be exempted, it has occasionally been misunderstoodthat 0.01 mSv in a year is a rigid cutoff value in radiation
protection standards above which regulatory requirements
should be imposed regardless of the characteristics of thesources. However, the disposal of radioactive waste in a
facility is a completely different concept from the exemption
or clearance of waste from regulatory control; hence the dose

The authors indicated no conflicts of interest.
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128

Haruyuki OginO, Ryo naKabayashi and Daisuke sugiyama

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25) r. naKabayashi and d. sugiyama; Methodology to
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Fukushima Dialogue Initiative. Ann. ICRP, 46 (2S) (2016).

Haruyuki OGinO
Research Scientist, Radiation Safety ResearchCenter, Nuclear Technology ResearchLaboratory, Central Research Institute ofElectric Power Industry (CRIEPI), Tokyo,
Japan. Specialty: Radiation Safety andProtection. Degree: Doctor of Engineeringfrom the University of Tokyo.
E-mail: haruyuki@criepi.denken.or.jp

Ryo naKaBaYasHi
Research Scientist, Radiation Safety ResearchCenter, Nuclear Technology ResearchLaboratory, Central Research Institute ofElectric Power Industry (CRIEPI), Tokyo,
Japan. Specialty: Safety Assessment for the
Disposal of Radioactive Waste. Degree: Doctor
of Engineering from Hokkaido University.
E-mail: r-naka@criepi.denken.or.jp

Daisuke sUGiYama
Senior Research Scientist, Radiation Safety
Research Center, Nuclear Technology
Research Laboratory, Central ResearchInstitute of Electric Power Industry (CRIEPI),
Tokyo, Japan. Specialty: Radiation Protectionand Safety Assessment for Disposal ofRadioactive Waste. Degree: Ph.D. in
Engineering from Tohoku University.
E-mail: daisukes@criepi.denken.or.jp

Jpn. J. Health Phys., 54 (2), 129 〜 134 (2019)

DOI: 10.5453/jhps.54.129

Technical Data

Developing an Educational Program to Help Students Learn about the
Resident Evacuation Protocols and Contamination Inspection Undertaken
during Nuclear Disasters
Takakiyo Tsujiguchi,*1, 2 Kanako Yamanouchi*1 and Ikuo Kashiwakura*1, 2, #（Received on February 7, 2019）（Accepted on April 5, 2019）
The Nuclear Regulatory Authority Japan mandates municipalities to prepare for “inspection to confirm whether radiation
protection measures should be implemented for evacuees in case of nuclear disaster (Evacuation Exit Inspection: EEI).”
While the EEI system itself was built after Fukushima accident, there are few educators nationwide who understand thedetails. Therefore, in this study, we developed desk-top teaching materials that comprehensively helps students understandthe purpose and outline of EEI and confirmed its educational effect. As a result, 81% of the trainees understood the objectivesof EEI after they had undergone a two-hour lecture that involved the utilization of the developed teaching materials. By
combining these desk-top teaching materials with evacuation drills that include actual residents, it will be possible to initiate
the human resource development necessary for building and implementing a stronger nuclear disaster prevention system.
Development of such an educational program is very important for improving nuclear disaster prevention in Japan.
KEY WORDS: nuclear emergency protection measures, resident evacuation protocols, evacuation exit inspections, nuclear
disaster, residential evacuations, educational program.
I

INTRODUCTION

The Japan’s nuclear disaster response system has undergone
major changes triggered by the Fukushima Daiichi nuclear
power plant (FDNPP) accident.1–3) Due to the FDNPP accident
in 2011, the Nuclear Emergency Response Guidelines wererevised in 2015, and reviews of the command system of
the medical institutions, resident evacuation plans, andsystemization of human resource development are now
underway. Among these, the residential evacuation plans andcontamination inspection at the time of nuclear disaster weresystematically changed.1, 4, 5)
The Nuclear Emergency Response Guidelines releasedby the Nuclear Regulatory Authority Japan mandate
municipalities to prepare for “inspection to confirm whether
radiation protection measures should be implemented
for evacuees in case of nuclear disaster (Evacuation Exit
Inspection: EEI)”.1, 4, 5) Manuals about EEI have also been
published.5) The EEI was proposed after the FDNPP accident,but, currently, few educators are familiar with the processes
and/or principles of the EEI. Only a few reports on thechallenges faced by municipal governments in the context
of resident evacuation during nuclear disasters have been
published in Japan.6) In other words, in order to realize smooth*1 Hirosaki University Graduate School of Health Sciences; 66–1 Honcho, Hirosaki-shi, Aomori, Japan.

*2 Hirosaki University Center for Radiation Support and Safety; 66–1#

Hon-cho, Hirosaki-shi, Aomori, Japan.
Corresponding author; E-mail: ikashi@hirosaki-u.ac.jp

resident evacuation during a nuclear disaster, it is essential for
local government officials to provide appropriate education
during peacetime. In order to carry out disaster prevention
education in peacetime, core municipal officials must learn
about information on EEI. Specifically, we consider that basic
teaching materials based on the new guidelines for radiation
protection are indispensable.
Therefore, we considered that the objectives and outlineof the EEI, the layout setting of the inspection site, and therelevant learning materials are necessary. Therefore, in thisstudy, we developed the desk-top teaching materials reflecting
the latest nuclear protection standards. In addition, we tested
the developed teaching materials by teaching 43 undergraduate
students who, as municipal officials in the future, may have todeal responsibly with the staff of EEI in case of an emergency.
The purpose of this study is to report the summary of thedesk-top teaching materials we developed and the results of
examining its educational effects.
II

MATERIALS AND METHODS

1. Development of EEI simulation teaching materials(a) Setting an educational goal
As the first step in developing the teaching materials,
our research group selected learning items that we wanted
the undergraduate students to understand completely. Items
that we wanted the undergraduate students to understandwere divided into three categories: 1) Objectives of EEI: To
quickly grasp the radiation pollution situation residents arefacing so that the residents’ evacuation is as undisturbed as

130

Takakiyo Tsujiguchi, Kanako yamanOuchi and Ikuo KashiwaKura

possible, 2) Outline of the inspection: the response whencontamination is discovered in the flow inspection andresidents, and 3) Equipment and materials: We discussed
how we would think about and arrange the equipment andstaff necessary for implementing EEI and the layout of thevenue. We then developed the desk-top teaching materials sothat the undergraduate students would be able to acquire anunderstanding of these three principles.
(b) Assumption of nuclear disaster and determining thenumber of inhabitants
In order to create teaching materials that can help
responders experience the situations involving contamination
inspection of evacuee residents on a simple desk-top, it wasnecessary to make specific assumptions about nuclear disastersituations, the number of evacuees, and evacuation methods.
In the teaching material that we created, the scenario, set in a
nuclear facility facing the release of radioactive substances,
was based on that of the FDNPP accident.7) Based on thereport on nuclear emergency disaster prevention published bymunicipalities across Japan, the number of evacuees and theevacuation method of residents became concrete.8) In addition,
the Nuclear Regulatory Authority Japan recommended that
EEI should be carried out on the edge of the Urgent Protective
Action Planning Zone (UPZ), which is generally within 30 km
radius from the nuclear facility, when release of radioactive
materials from the nuclear facility is confirmed.1, 5) Therefore,
we determined that any potential teaching materials for sucha situation would also have to conform to this guideline. The
specific procedure of residents’ contamination inspection at the
EEI is shown in Fig. 1.

(c) Making assumptions about radiation measurement
equipment
We assumed that the Geiger-Mueller (GM) survey meter (forevacuees’ contamination inspection), the NaI(Tl) scintillation
survey meter (for environmental dose measurement), and gate
monitoring (for vehicle contamination inspection), which are
generally popular in Japan, can be used for EEI.
2. Implementing the developed teaching materials
Utilizing the developed teaching materials, we taught 43
undergraduate students (31 male, 12 female) from a medical
radiologic technologist training course, who would have topotentially engage in nuclear disaster prevention as municipal
officials in the future. The provided practice time was 2 hours,
and, after completion of the course, we tested whether they
understood the abovementioned three goals (EEI objectives,
outline of inspection, and equipment and materials). This
study was approved by The Committee of Medical Ethics
of Hirosaki University Graduate School of Health Sciences,
Hirosaki, Japan.
III

RESULTS

1. The teaching materials
Table 1 and Fig. 2 show the contents and guidelines of thedeveloped teaching materials. After the undergraduate students
were taught the purpose and outline of EEI, the assumption
underlying the exercise was explained to them. After that,assuming that the release of radioactive substances starts with
the nuclear disaster, we made EEI preparations in the area of
the UPZ boundary, and the students started to simulate theFig. 1 Flow chart of EEI. Procedure for contamination inspection when residents in the vicinity of nuclear facilities are evacuatedby vehicles. All conform to the protocol indicated in the Nuclear Emergency Preparedness Guidelines.5) Operative Interactive
Level 4 (OIL4) is a criterion for implementing protective measures in Japan, and if contamination levels exceeding 40,000 cpm(within one month after the accident) are identified by a Geiger-Mueller survey meter with a detection surface area of 20 cm2,
evacuee residents undergo simple decontamination. If the results after simple decontamination do not fall below the OIL4, it isnecessary to send an order to a specialized agency. In addition, this figure was created by modifying the authors’ past paper.1)

Developing an Educational Program to Help Students Learn about the Resident Evacuation Protocols and Contamination Inspection Undertaken during Nuclear Disasters 131
Table 1 Contents and instruction methods of the developed EEI teaching materials.
A. Scenario of nuclear disaster and content that students simulate.
Phase
1

2

3

Scenario
Parts played
Nuclear disasterBehavior of municipal officials
by students
In the XXX nuclear power plant, trouble occurred in the
Receive reports that accidents occurred and prepare a─cooling system inside the nuclear reactor owing to power loss
system for resident’s evacuation
due to the tsunami.
Progress to an emergency situation where the emission of Began preparing to implement the EEI with the citizen
radioactive substances from nuclear power plants to the gymnasium at 30 km from the nuclear plant as the〇venueenvironment is inevitable
Release of radioactive substances to the environment (there isStart EEI of residents who evacuated gymnasium after
a possibility of contamination for evacueed residents after this〇
this phase
phase)

B. Assumption of the number of evacuees and evacuation
methods.
Evacuation method
VehicleNumberPrivate car
20
Bus prepared by municipality
5

Number of people
60 (3 /car)
150 (30 /bus)

C. Guidelines and instructions for utilizing the teaching materials.
FormatPractical time (min)Lecture30

Practice(simulation)

40

Lecture (discussion
and test)

50

Instruction methods
1. Tell the outline and purpose of EEI
2. Tell them to simulate the flow of the EEI and the layout of the inspection site
3. Tell them about simulation assumptions
4. Have the staff and radiation measurement instrument magnets be placed on the white board
5. Have the flow line of the evacuee residents considered
6. Discuss whether placement of personnel and movement lines of refugee residents are appropriate
7. Discussion on current disaster prevention system problems that emerged through simulation
8. Test whether you understood the EEI summary

layout and staffing on the desk (Table 1A). As shown in Table
1B, the evacuees were supposed to escape in the vehicle. In
addition, Table 1C shows detailed guidelines for lecturesusing these materials and optimal time allocation for theselectures. At the end of the lecture, we organized a “discussiontime,” which was aimed at deepening the understanding of thestudents. The content of the discussion encouraged the students
to express their own thoughts about the appropriatenessof the layout and identify any problems in checking thecontamination of residents and vehicles.
2. Practice teaching materials
Using the developed teaching materials, we instructed 43
undergraduate students. The undergraduate students weredivided into groups of 5 to 6 people, and each group was
tasked with simulating the layout of EEI and so on (Fig. 2).
The undergraduate students were asked to create the EEI layout
while making careful decisions about whether to implement
decontamination with OIL4 as a standard and how to guidethe residents according to their judgment. If contamination
above the OIL4 level was identified through vehicle andrepresentative inspection, decontamination of the vehicle wascarried out, and the students proceeded to inspections 3 and 4
as shown in Fig 1. In other words, the exercise was meant tomake students realize that lack of proper guidance to residents
can lead to confusion at the EEI inspection site, which, in turn,
may interfere with quick evacuation progress during a nuclear
disaster. After undergraduate students were provided with
explanations so that they could understand these points, theycreated the layout.
3. Conﬁrming educational effectConfirmation tests were conducted to test the understandingof the students who took the lectures, and further opinions
were summed up in the discussion.
The results of the confirmation tests showed that morethan 90% of the students were able to understand the purposeof EEI, the the proper protocols for inspection, and thenecessary equipment and personnel arrangements (Fig. 3). On
the other hand, compared to their degree of comprehension
regarding the EEI purpose, they had a tendency to show low
understanding of the flow of inspection, appropriates responses
for contamination situations, and necessary equipment andpersonnel. In the time allotted for discussion, some students

132

Takakiyo Tsujiguchi, Kanako yamanOuchi and Ikuo KashiwaKura

Fig. 2 The layout of the EEI that the students created on the white board. Based on the EEI flow chart, students were asked toplace magnets representing each personnel and radiation measurement equipment on the white board.

expressed the opinion that local governments should decide
how to explain the issue to the residents when contamination
is identified and how to transport residents who could not be
decontaminated to specialized institutions/contact systems.
IV

DISCUSSION

In this study, we developed teaching materials that canallow students to experience the the proper protocols forresident evacuation and contamination inspection at the timeof a nuclear disaster and confirmed the educational effect of
this program. The EEI staff will be trained to appropriately
decontaminate residents who are suspected of contaminationand internal exposure, transport them to specialized agencies,and grasp information. Moreover, it is necessary to conduct
the procedures smoothly so as not to hinder the evacuationof residents. Regarding these points, more than 90% of thestudents had a general understanding of the concepts andobjectives of EEI and the flow of inspection (Fig 3). Basedon the results shown in Fig 3, we were able to help students
understand the objectives of EEI; moreover, we were able
to help students realize the importance of each municipality
building a communication system and explanation methods
for interacting with residents effectively during nuclear crisis
situations.
During the FDNPP accident, many residents, including
those from Fukushima Prefecture, were forced to evacuate,
and more than 1,700 people died because they could notreceive appropriate medical care.9) These numbers reflect thefact that it is important to arrange and provide appropriate andeffective preparation and planning while conducting disaster
operations for vulnerable evacuees such as the elderly andhospitalized patients. Furthermore, since the nuclear disaster,
Fukushima Prefectural government started an ultrasound-based
examination program for thyroid cancer for all residents aged
18 years or younger who were living in Fukushima Prefecture
at the time of the FNPP accident.10–12) In fact, the problem ofFig. 3 Confirming the understanding level of the students who learned about EEI. (Q1) Students comprehension level regarding
the purpose of EEI. (Q2) Students comprehension level regarding the outline of EEI. (Q3) Students comprehension level
regarding the necessary equipment and personnel.

Developing an Educational Program to Help Students Learn about the Resident Evacuation Protocols and Contamination Inspection Undertaken during Nuclear Disasters 133
thyroid cancer has become a significant topic of discussion anda major issue in news and social media. At the time of FDNPP
accident, there were only 1,000 surveyed cases the thyroid
exposure to radioactive iodine among the evacuees.13–15) In
the future development of the system, cooperation is required
such as providing information to specialized agencies whenresidents, who are suspected of contamination at the time ofevacuation, exit inspection. In addition, assuming nuclear
terrorism or a radiation accident, some people with ARS
symptoms may also appear among the evacuee residents,
so triage tools and methods that can pick up high doses of
exposure and/or contamination from evacuee residents are asocial requirement.16–18)
From such previous reports, it is clear that it is importantto educate local government officials on nuclear disaster
preparations and response operations during peacetime. This
type of education is indispensable for confirming the presenceor absence of contamination and for promptly completing
resident evacuations. Several municipalities in Japan havedeveloped and conducted their own training and evacuation
time simulations based on the number of inhabitants andvehicles in their localities.8, 19–22) By combining these training
and research activities with peacetime education, each
local government can confirm problems related to disasterprevention, and furthermore, implement careful disasterprevention plans.
Although the flow of contamination inspection at the timeof resident evacuation is generally followed during largescale evacuation drills that help to train actual inhabitants inappropriate evacuation practices,1, 23, 24) persons involved innuclear disaster response can learn about it through desk study
based on the contents introduced by this paper. Professionals
in the disaster response field can utilize the contents introducedin Table 1 and Fig. 2 to educate persons involved in disasterprevention; thus, our developed teaching materials have thepotential to be widely used. As shown by our results, theseteaching materials have a certain educational effect, and it isalso possible to change assumptions about EEI at the time of
nuclear disaster by taking advantage of the equipment andgeographical features of each municipality. The results of thisresearch can be considered to provide meaningful information
to educators in the field of disaster prevention. Moreover,proper and well organized practice of these teaching materials
by municipal officials involved in nuclear disaster prevention,
radiation experts, and medical staff members could lead toan increased awareness of how nuclear disaster prevention
systems work and how they can be improved. Development ofsuch an educational program is very important for improving
nuclear disaster prevention in Japan.
V

CONCLUSION

In this paper, the outline of the material about EEI which wedeveloped was reported, and it became clear that the material
showed the educational effect to the student. Development ofteaching materials incorporating such latest nuclear protection
standards is very important for nurturing human resources
responsible for nuclear disaster prevention.

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Takakiyo Tsujiguchi, Kanako yamanOuchi and Ikuo KashiwaKura

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辻口 貴清（つじぐち たかきよ）
弘前大学大学院保健学研究科博士前期課程修了。修士（保健学）。2016 年より
弘前大学大学院保健学研究科助教および同大学放射線安全総合支援センター助教（兼任）。専門は原子力防災・被ばく医療。
E-mail: r.tsuji@hirosaki-u.ac.jp

From Japan to the World
Jpn. J. Health Phys., 54 (2), 135 〜 136 (2019)

From Japan to the World
Experience and Perspective on Radiation Dose
Registry in Japan
Tomohiro Asano*1, # and Atsuo Ito*1
Since 1977, the Radiation Dose Registry Center (RADREC)of the Radiation Effects Association has been operating acentral radiation dose registration system for workers at
nuclear facilities, funded by nuclear power operators andnuclear plant construction companies. The RADREC operates
a central registration database, to which nuclear operators
should submit electronic data of dose records once a year.
The system also includes issuance of “radiation passbooks”,
which record previous doses and the histories of medical
examinations and radiation education for each worker, because
the contract workers may move from site to site frequently
along with their passbook. The registration system for nuclear
workers has been well established through more than forty
years of experience. As of March 2019, the radiation dosesof 665,250 workers are registered in the RADREC database,allowing the dose statistics and the personal radiation dose
data used for the Japanese epidemiological study on low-doseradiation effects, which was explained in a previous issue of
the Japanese Journal of Health Physics.1)
Other than nuclear workers, “The Act on Prevention ofRadiation Hazards due to Radioisotopes, etc.” for radioisotope
licensees, which includes various bodies such as academic
research institutes, hospitals, and industrial researchorganizations using radioisotopes and radiation generators,
requires employers to keep the radiation dose and healthrecords of each worker for a prescribed period. Most of therecords of the radioisotope workers had been kept by each
employer; however, these employers are relatively small,and gaps in long-term records were anticipated. In 1984, theradiation dose registry system for radioisotope licensees wasestablished. However, the radiation passbook system has notnecessarily been adopted because radioisotope workers do
not have to carry previous radiation dose records, as changing
work is not common among these workers. The radioisotopeusing offices and institutes total approximately 8,000 in Japanas of March 2018; however, a limited number of radioisotope
workers are registered in the framework of the RADREC
database. As of March 2019, 173,597 radioisotope workers
are registered in the database, and the registration should be
improved.
The Great East Japan Earthquake and Tsunami on March
11, 2011 was followed by the Fukushima-Daiichi Accident,
resulting in contamination of environments, mainly by*1 Radiation Dose Registration Center, Radiation Effects Association;#

1–9–16 Maruishi Dai-ni Building 5F, Kajicho, Chiyoda-ku, Tokyo
101–0044, Japan.
Corresponding author; E-mail: asano@rea.or.jp

135

radioactive cesium. In order to facilitate lifting the evacuation
orders issued by the government after the accident, thegovernment enacted “The Act on Prevention of Ionizing
Radiation Hazards at Work to Decontaminate Soil and Wastes
Contaminated by Radioactive Materials Resulting from theGreat East Japan Earthquake and Related Work” in January
2012 and started decontamination. In 2013, the radiationdose registry of workers engaged in the decontamination ofenvironment started to centrally manage the radiation doseof decontamination workers.2) As the employers of workers
are not familiar with radiation dose, the radiation dose of thedecontamination workers has been registered through thegeneral contractors to the RADREC database. As of March
2019, 282,334 decontamination workers are registered in the
RADREC database.3)
The transitions of the number of radiation workers, andthe average dose for nuclear and decontamination workers
registered during 2012–2017 are given in Fig. 1. After the
Fukushima-Daiichi accident, large periodical maintenancework at nuclear power reactors was not implemented, except
for the decommissioning of the Fukushima-Daiichi reactors,
so that average radiation dose has been dominated by thecontribution from decommissioning. On the other hand, thenumber of decontamination workers increased from 2012 to2015, then decreased from 2016 to 2017, because the operationin the special decontamination areas 4) was mostly completed
by the end of March 2017.
As described in this article, the radiation dose registry of
the RADREC consists of three types of database: nuclear,decontamination and radioisotope workers. There are morethan 600,000 radiation workers in a year in Japan. More thanhalf of them are medical workers, but registration is limited.
It is important for related organizations to cooperate to set up
a national dose registry that includes the medical workers.
Furthermore, the radiation dose registry set up for radioisotope
workers in various industries is encouraged to improve using
the existing framework. More than forty years of experienceof the radiation dose registry in the RADREC for nuclear andother workers will be of help to establish a centralized nationaldose registry system.
REFERENCES
1) Radiation Effects Association; J-EPISODE: Japanese
epidemiological study on low-dose radiation effects
conducted by the Radiation Effects Association, Jpn. J.
Health Phys., 54, 72–73 (2019).
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Radiological Protection Research Week, 1–5 October
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uploads/2018/09/ERPW-abstracts-book_web_pages.pdf,
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Based on the Information Registered with the System ofRegistration and Management of Radiation Exposure Doses
for Decontamination and Related Work [online]. Available at:
http://www.rea.or.jp/chutou/koukai_jyosen/H29nen/English/
honbun_jyosen-h29-English.html. Accessed 2 April 2019.

136

From Japan to the World

4) Ministry of the Environment; Environmental Remediationin Affected Areas in Japan. Available at : http://josen.

env.go.jp/en/pdf/environmental_remediation_1903.pdf,
Accessed 9 April 2019.

Fig. 1 Transitions of number of radiation workers and average dose for nuclear and decontamination workers.

保健物理，54 (2), 137 〜 139 (2019)

であったことが示唆された。

話 題（2）福島事故後の不溶性粒子の検出の地域分布と拡散

日本保健物理学会シンポジウム「福島事故後の内部被ばくの課題の解決に向けて
─不溶性粒子と短半減期核種─」印象記

予測：森口祐一氏（東京大学）
1F 事故由来の不溶性粒子として，不溶性セシウム含有粒子の環境中における動態等について報告があった。
不溶性セシウム含有粒子は，その形状の違いから 2 種類（A タイプ及び B タイプ）に大別され，A タイプは

佐藤

友樹*1

球に近い形であり，粒径も比較的小さい一方，B タイプ
は主に非球形であり，粒形が大きいことが報告された。
これらの形状の特徴から，不溶性セシウム含有粒子をす

1.

は

じ

め に

2018 年 3 月 19 日に東京大学において開催されたシンポジウム「福島事故後の内部被ばくの課題の解決に向けて─不溶性粒子と短半減期核種─」に参加した。
本シンポジウムは，2011 年 3 月に発生した福島第一原子力発電所における事故（以下 1F 事故と記す）によ

べてセシウムボールという名称で取り扱うことはできない可能性が示唆された。
また，Cs-134 と Cs-137 の比より，A タイプは主に福島第一原子力発電所 2 号機から放出され，B タイプについては福島第一原子力発電所 1 号機から放出された可能性があるとのことであった。

り環境中に放出された放射性物質による内部被ばくに焦印象深かったのは，不溶性セシウム含有粒子の測定に点を当てたものであり，特に，報道等でも取り上げられは，大気汚染観測用として設置されていたダストサンプ

た不溶性粒子（通称セシウムボール）に着目して，内部ラ（テープ状，1 時間に 1 回ろ紙送り）により集塵され被ばく線量評価の現状から不溶性粒子の性質に関連するた試料が活用されたとの報告であった。このダストサン

報告がなされた。

プラは，モニタリングポスト等よりも数多く（約 400 地

本シンポジウムの参加者数は約 70 名であり，活発な点）設置されており，放射性物質の地理的な分布に関す意見交換がなされた。以下にシンポジウムの概要及び印る詳細な情報を，時刻歴として与えることから，内部被象を記す。

ばく評価において有用である。1F 事故においては，ダストサンプラから得られたデータより，セシウムの分布2. 第一部：不溶性微粒子に関連するトピックについて

はプルームの移動と関連していて，局地的な濃度分布が（1）福島事故後の内部被ばく線量評価の現状：石川徹

あることが推定された。

夫氏（福島県立医科大学）
1F 事故による内部被ばく線量評価方法の概略から不溶性粒子に着目すべき理由に関し，種々の測定データを含む全体像について報告がなされた。

（3）住家内での再浮遊エアロゾルと作業者の WBC 測
定例：吉田浩子氏（東北大学）
福島第一原子力発電所から 20 km 圏内の住家に立ち報告では，不溶性のセシウム微粒子の体内動態が可溶入った際に，汚染の舞い上がりや性状を確認するととも性のものと異なることから，その性質の違いに着目したに，住家内の家財等の表面汚染に対して，ふき取り効率

内部被ばく線量の評価が必要であることの説明があったが測定値より評価された。

一方で，同一被験者に対する繰り返し測定の結果からは，体内に取り込まれたセシウムの大半は可溶性のもの
Yuuki Satou; Impressions of Symposium [Issues related to internal
exposure after the Fukushima accident ─Insoluble cesium-bearing
particles and short-lived radionuclides─].
*1 日本原燃（株）再処理事業部放射線管理部放射線施設課；青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字沖付 4–108（〒 039–3212）
Radiological Equipment Section, Radiological Safety Management
Dept, Reprocessing Business Division, Japan Nuclear Fuel Limited;
4–108 Aza Okitsuke, Oaza Obuchi, Rokkasho-mura, Kamikita-gun,
Aomori 039–3212, Japan.
E-mail: yuuki.satou@jnfl.co.jp

評価の結果，乾式スミアを用いたふき取り法においては，ふき取り効率は 0.75 と評価された。
また，一般的に用いられる清掃用具により放射性物質が除去できるかについて検討がなされ，その結果として，表面汚染箇所にサイクロン掃除機やはたきを用いた清掃をしても，表面汚染の除去には至らず，濡れウエスによる除染が効果的であることが報告された。

138

話

3.

第二部：不溶性微粒子の吸入による内部被ばくの線量評価や影響について（1）不溶性粒子の吸入による内部被ばく線量の評価：
真辺健太郎氏（原子力機構）
不溶性粒子の体内動態は，これまで取り扱われていた
可溶性のものとは異なり，血液等に溶解することなく粒

題（3）短半減期核種の内部被ばく：山口一郎氏（保健医療科学院），Alex Malins 氏（原子力機構）
ゲルマニウム半導体検出器を用いた γ 線核種分析装置について，事故の影響により γ 線バックグラウンドが比較的高い場所においても，精度よく核種弁別を行う手法
について提案があった。

子状のまま体内に分布すると推定される。そのため，体報告によれば，測定器設置場所周辺の汚染の分布をあ

内動態を可溶性のものと同様に取り扱うことはできない

らかじめ確認しておき，検出器周りの構造体等をモデルことから，その特徴を踏まえた内部被ばく線量の新しい化した上で MCNP 法によってバックグラウンドに相当

評価手法の提案がなされた。新しい評価手法は，体内動する γ 線スペクトルを求め，試料測定により得られたス

態を確率論的に取り扱うというもの（確率論的体内動態

ペクトルより差し引くことで，バックグラウンドの影響法）であり，国内外の研究状況が平易に説明された。

を受けずに測定が可能となるというものであった。これ

確率論的に体内動態を推定する場合には，その精度がにより，1F 事故後の評価において議論があった Te-132

問題になるが，有意な被ばくとなる場合には吸入粒子のの測定のように，低エネルギ領域におけるピークを評価

数が多く，計算ケース数を増やすことによる不確かさの対象として捉えることができると期待される。

低減が期待できるとの報告であった。この評価手法にお本手法を用いることで，測定場所に対する制約を緩和

いては，不溶性粒子の粒径に関する考察が必要であり，することができる可能性があるものの，地表面における今後の課題である旨が報告された。

放射性物質の分布が不均一である場合の影響等について継続して検討する必要があるとのことであった。

（2）不溶性粒子の内部被ばくの影響をどう考えるか：
甲斐倫明氏（大分看護科学大学）
不溶性粒子吸入時の内部被ばくについて，吸収線量が4.

第三部：総合討論第一部及び第二部の発表を踏まえ，不溶性粒子に関し体内において不均一分布を示す際にその線量を標的組織て討論が行われた。

の平均線量として扱った場合と，全身均等被ばくである「不溶性粒子」には，実際には溶解するものも含まれ場合の放射線影響の違いについて，疫学データ等に基づるのではないかとの質問に対して，長い時間をかければき考察した報告があった。

溶解性を示すものもあることはわかっているが，これま報告によると，不溶性セシウムの影響として，比放射で扱っていた可溶性のセシウムとは異なる挙動であり，能が大きいことによる局所的な組織の暴露（不均一被ば体内動態を考える上では，同一に取り扱うのは適切ではく）があるが，外部被ばくとの比較から，平均線量が同ない可能性があるとの発言があった。

じであれば，線量分布が均一な外部被ばくよりも不均

また，不溶性粒子として着目されているのはセシウム

一な内部被ばくのほうが発がん性が弱いことが皮膚がのみであるが，他の核種について考慮する必要は無いのんの発生率データにより示された。また，プルトニウ

かとの質問に対して，元素レベルで見ればセシウム以外

ム（マヤック原子力施設）及びラドンの吸入による肺がも含まれていることがわかっているが，被ばく線量としんリスクの疫学データから，組織の平均線量に対してて考える場合に最も影響の大きいのはセシウムである

RBE = 20 とすることで原爆被ばく者の LSS データと整ので，セシウムに着目しているとの発言があった。ま合する。これらのことから，確率的影響については平均

た，セシウムボールの中心が空洞になっているものも見

線量を評価することでリスクを過小評価することはない

つかっており，事故直後には，ヨウ素やテルルなど短半ことが示唆された。

減期の核種が含まれていた可能性があるとの発言があっ

また，過去の文献より，皮膚障害の発現に係る照射面た。

積の違いによる効果が示され，照射面積が小さい場合，セシウムボールの発生メカニズムについては，明確な確定的影響を与えるしきい線量が高くなる傾向があるこ

結論が出ておらず，過去には MCCI（溶融炉心とコンクとから，局所線量が確定的影響を与える可能性は小さい

リートの相互作用）が起因であるとの意見もあったが，ことについても紹介があった。

現段階では支持されていないとの報告もあった。

話

5.

最

後

に

題

139

要となる。特に内部被ばくに関しては，公衆の関心は高1F 事故以降，原子力施設に対する安全規制が見直さ

く，正確な測定結果を迅速に提供することが求められてれ，重大事故等，万一の場合にも対処できることが要求いる。このような要求に対しては，原子力事業者と研究されている。これらの対処においては，環境中への放射者間の活発なコミュニケーションにより評価手法等の議性物質の放出を可能な限り低減することを目的とした対論が進められるべきであると考え，今回のような産学の策が考慮されているが，環境中に放射性物質が放出され接点を設けるような機会は引き続き開催されるべきであるような事態が発生した場合には，それによって引き起ると感じた。

こされる公衆の被ばくについて，速やかな情報提供が必保健物理，54 (2), 140 〜 145 (2019)

今回の勉強会では両分野を牽引する 3 名，島田義也先

話 題生（（国研）量子科学技術研究開発機構理事），坪倉正治
先生（福島県立医科大学公衆衛生学講座特任教授），飯

放射線防護と放射線生物のお見合い̶若手研同士の合同勉強会̶

本武志先生（東京大学環境安全本部教授）を講師としてお招きし，両分野の関わり合いについて，それぞれ生物学の視点，医学的な現場の視点，保健物理的な防護の視点から講演いただいた。その後，若手の一般発表を行っ

片岡
三輪
坪田
藤通
砂押
1.

憲昭*1，中嶌
一爾*3，廣田陽一*5，山田有希*6，石川
正章*8

純也*2，
誠子*4，
椋平*5，
純也*7，

た。参加者は土曜日にも関わらず 30 名程度集まり，年の瀬の寒い時期であったが会場は熱気に包まれていた（第 1 図）。本稿では，全セッションの概要について，筆者らの所感を交えながら報告する。また，生物学若手の会の幹事団からの感想も報告する。
（片岡）

はじめに

2018 年 12 月 1 日に（一社）日本保健物理学会若手研究会（以下，保物若手研）と若手放射線生物学研究会（以下，生物学若手の会）の合同勉強会が東京大学本郷キャンパスにて開催された。
「放射線影響」と「保健物理」
はお互いを補完し合う学問であるにも関わらず，相互交流の場が限られており，生物影響や線量計測などの議論が曖昧であることが多かった。そこで，保物若手研と生
物学若手の会で互いの勉強会に参加し，両分野の相互交
流方法について模索した。両学会の若手合同勉強会は初めての試みであり，「生物影響」と「防護」の関わり合いを再確認するため「放射線防護と放射線生物のお見合い」と題し，合同勉強会を開催するに至った。

Noriaki KaTaOKa, Junya naKajima, Kazuji miwa, Seiko hirOTa,
Yoichi TsubOTa, Ryohei yamada, Yuki Fujimichi, Junya ishiKawa and
Masaaki sunaOshi; Joint Meeting of Young Researchers in the Field ofRadiation Protection and Radiation Biology.
*1（地独）東京都立産業技術研究センター；東京都江東区青海
2–4–10（〒 135–0064）
Tokyo Metropolitan Industrial Technology Research Institute; 2–4–
10 Aomi, Kouto-ku, Tokyo 135–0064, Japan.
*2（国研）日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所放射線管理部；茨城県那珂郡東海村大字白方 2 番
地 4（〒 319–1195）
Department of Radiation Protection, Nuclear Science ResearchInstitute, Sector of Nuclear Science Research, Japan Atomic Energy
Agency; 2–4 Oaza-Shirakata, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki 319–
1195, Japan.
*3（国研）日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安
全研究センター環境安全研究ディビジョン；茨城県那珂郡東海村大字白方 2 番地 4（〒 319–1195）
Environmental Safety Research Division, Nuclear Safety ResearchCenter, Sector of Nuclear Safety Research and Emergency
Preparedness, Japan Atomic Energy Agency; 2–4 Oaza-Shirakata,
Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki 319–1195, Japan.
*4 広島大学原爆放射線医科学研究所線量測定・評価研究分野；
広島県広島市南区霞 1–2–3（〒 732–8551）
Hiroshima University Department of Radiation Oncology, Research

第1図

会場の様子

Institute of Radiation Biology and Medicine;1–2–3 Kasumi, Minamiku, Hiroshima 732–8551, Japan.
*5（国研）日本原子力研究開発機構核燃料・バックエンド研究
開発部門核燃料サイクル工学研究所放射線管理部；茨城県那珂郡東海村大字村松 4 番地 33（〒 319–1194）
Radiation Protection Department, Nuclear Fuel Cycle Engineering
Laboratories, Sector of Nuclear Fuel, Decommissioning and Waste
Management Technology Development, Japan Atomic Energy
Agency; 4–33 Oaza-Muramatsu, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki
319–1194, Japan.
*6（一財）電力中央研究所原子力技術研究所放射線安全研究センター；東京都狛江市岩戸北 2–11–1（〒 201–8511）
Radiation Safety Research Center, Nuclear Technology ResearchLaboratory, Central Research Institute of Electric Power Industry;
2–11–1 Iwadokita, Komae-shi, Tokyo 201-8511, Japan.
*7 杏林大学保健学部；東京都三鷹市下連雀 5–4–1（〒 181–8612）
Department of Medical Radiological Technology, Kyorin University;
5–4–1 Shimorenjaku, Mitaka-shi, Tokyo 181–8612, Japan.
*8（国研）量子科学技術研究開発機構放射線医学総合研究所放射線影響研究部；千葉県千葉市稲毛区穴川 4–9–（1 〒 263–8555）
Department of Radiation Effects Research, National Institute ofRadiological Sciences, National Institutes for Quantum andRadiological Science and Technology; 4–9–1 Anagawa, Inage-ku,
Chiba 263–8555, Japan.
#
Corresponding author; E-mail: kataoka.noriaki@iri-tokyo.jp

話

2. 「放射線影響研究者の放射線防護との接点̶個人

題141となる。被ばくをキーワードにリスクコミュニケーショの経験̶」（島田義也先生）

ンや医療被ばく，そして放射線防護へと活動領域が広が（国研）量子科学技術研究開発機構の島田先生からは，り，本勉強会での「放射線防護学から求められる放射線先生の研究人生を振り返りつつ，放射線生物学が放射線

生物学のアウトプットは何か」という問いかけに繋がっ

防護にどのように貢献できるか，もしくは放射線防護はた。

放射線生物学に何を求めるのか，という本勉強会にとっ話は先生の半生を振り返る形で進められたため臨場感て不可欠な問いかけをいただいた（第 2 図）。先生のおがあった。放射線生物学の話の合間に，「どのように面

話は生物学の話のみならず，研究者としての楽しみや姿

白いと思えるものを見つけてきたか」，「共に研究を進め勢をも説くもので，私たち若手研究者にとってさまざまられる仲間がいかに大事か」といった先生の経験談が織な意味で糧になる話であった。以下にその概要と所感をり込まれており，私たち若手へのメッセージとして力強述べる。

く響いたと思う。特に後者のメッセージは本勉強会を開

島田先生は学部生の頃に出会った江上信雄先生の授業「無脊椎動物学」と名著「生き物と性」に魅せられたこ

いて二つの分野で交流を図ろうとする私たちにとって非
常に励みになるものだと感じた。

とをきっかけに「生物の多様性と進化」に興味を持った。

（廣田）

大学院では江上先生の研究室で「メダカ」というテーマを与えられ，メダカの発生途上において胚の生殖幹細胞（始原生殖細胞）が当時の通説と違って放射線耐性が高

3. 「東日本大震災・福島第一原発事故後における住民の健康課題」（坪倉正治先生）

いこと，その耐性は発生の段階において変化することを坪倉先生からは，始めに東京電力福島第一原子力発電発見した。また，がん細胞の放射線感受性を高くするハ

所事故（以下，福島原発事故）後における地域の放射線

イパーサーミアが，放射線照射の前に施すことで，始原検査体制の構築とその測定結果が解説された。次に，さ生殖細胞は放射線耐性になるという現象も見つけた。こ

まざまなデータを背景に，若手に伝えたい 3 項目についの頃，日本保健物理学会の甲斐先生や伴先生，酒井先生，て述べられた。本項では，後者について報告し，最後に杉浦先生など多くの学友と出会い，その付き合いは今に

筆者の所感を述べる。

続くことになる。そして今まさに，日本放射線影響学会と日本保健物理学会との連携に一役買っている。

1 点目は「情報の流通や広がりの特性を知ること」として，「南相馬市内の中学校に通う生徒をもつ家庭に

卒業後，研究者として働き出した先生の苦労話も非常おける食材調達状況」と「福島原発事故後半年間のに教訓を含んだものであった。ひたすら続くマウスの世

Twitter による情報拡散状況 1)」のデータが示された。前

話と疫学論文を読み込む毎日。その結果，放射線のがん者では，福島原発事故以降，福島県産を購入する割合はリスクに興味を持つようになり，のちの留学先での研究徐々に増加しているが，最近の調査でも約 3 割の家庭生活を通じて「幹細胞と放射線」が先生のライフワーク

が福島県産を避けると回答していた。後者では，Twitter
における放射線関連のキーワードを含む全ツイートのうち，リツイートの割合は約 5 割で，そのリツイート中の約 6 割は「インフルエンサー」と呼ばれる上位 100 件のアカウントが占めていた。また，リツイートの内容としては「科学的事実に基づいた発言」，「感情的な発言」及び「メディアによる発言」に群分けされ，これら各群間を越えたリツイートはほとんど見られなかったことが紹介された。これらを含む複数の調査結果から，一度でも放射線が危険だと考えた人のうちの約 3 割は，科学的に正しい情報が発信されても，立場が変わりにくい傾向にあると述べられた。
2 点目は「健康の視野を大きく持つこと」として，福島原発事故前後で健康に関する指標が変化したことを示

第2図

島田先生ご講演の様子

す複数のグラフが紹介された。坪倉先生からは，変化の

話

142

題

要因を「震災によるストレスや生活習慣の変化」という一個人に原因があるような解釈をするのではなく，その先の要因（教育・社会環境など）まで考えることが重要であるという話があった。
3 点目は「一見，科学的には必要ないデータが住民に必要とされることがあること」であった。例として，福島県内の山中で自生の植物などを食して生活していた方でも，WBC（ホールボディカウンター）測定の結果，預託実効線量が 1 mSv 未満であった事例が挙げられた。
このようなデータは科学的にはさほど重要でないが，住民には大きな安心感を与え，インパクトのあるデータと第4図なることを，坪倉先生の実体験を交えながら紹介された。

飯本先生ご講演の様子

本講演を拝聴して，現代の一般市民における Twitter
等を利用した情報の広がり方の特性を把握し，地域住民

く洞察力がマネジメントのスタートラインである。またが要求する情報の内容を理解したうえでクライシス / リ

マネジメントの立場にある人間は正確な情報，知識，経スクコミュニケーションを行うことの重要性を感じた。

験，そしてコミュニケーションが重要と述べられた。

勉強会でも活発な質疑応答が行われ（第 3 図）
，参加者
にとって非常に有意義な時間であったと思う。

2 点目はリスクとハザードについてである。多くの場
合，社会はリスクソースである「ハザード」を除去しよ（山田）うとするが，一方でハザードマネジメントはリスクマネ
ジメントのオプションであり，コストとの兼ね合いの中

4. 「人と環境をリスクから護るとは−放射線の例で読み解くその理念とプロセス」（飯本武志先生）

実施していくものであるとご紹介いただいた。
3 点目は防護に携わる人材に向けての先生からのメッ

飯本先生は大学の安全衛生に携わる一方，研究としてセージである。放射線防護に携わる人間はさまざまな基は人と環境を放射線から守る「環境安全マネジメント学」

準値に直面することが多いが，ただその基準値を守るこをご専門にされている。先生からはリスクマネジメントとだけがリスクマネジメントではないとのお言葉をいたに関する一般的理解として，その構成要素とプロセスにだいた。例えば ICRP 勧告の数値だけに着目して管理を関して，日常生活におけるリスク事例を交えながら以下行うのではなく，その数値基準がどのように決められたの 3 点を中心に話題提供をいただいた（第 4 図）。

か，その背景や経緯は何かといったプロセス理解がマネ

1 点目は，「リスクマネジメント」そのものに関してジメントの本質である。

である。「リスクマネジメント」とはリスクを認識し，筆者自身も放射線防護に日々携わっており，さまざま

理解し，決断することであり，ちょっとしたことに気づな基準値を基に作業の安全管理を行っているが，一方でその数値の背景については必ずしも十分に理解していな
いことも多い。規制値や基準値に関しては常にその背景や一次情報に触れ，正しく運用する必要性を感じた。
（坪田）
5.

一般発表

一般講演では，保物若手研と生物学若手の会の計 6 名
により発表が行われた（第 5 図）。発表内容は，国際機関における活動の報告や自身の研究内容の説明，今後の放射線防護，放射線生物分野における課題の提示等多岐にわたった。全ての講演において放射線影響と保健物
理の両分野の関連性を意識した内容となっていたと感じ
第3図

坪倉先生発表時の質疑応答の様子た。質疑応答においても，質問者が片方の分野に偏るこ

話

題

143

先生のご講演を拝聴し，協働に向けてのヒントを頂くことができた。ここでは，2 つの若手組織が今後活動する
上で鍵になると感じた事項についてまとめる。1 点目は，放射線防護と生物それぞれがお互いの役割を認識することである。放射線防護などのリスクマネジメントの流れ「リスク源を認知→理解（情報収集・伝達）→対応方針の提案」において，われわれ研究者の役割は「理解」にあるが，その中でも各々の分野に与えられた役割は異なる。
「各々にできること」これを明確にすることが共同
第5図研究などを推進する上で重要だと感じた。2 点目は，物

一般演題の発表の様子

事を正しく理解し伝えるために，データで語るだけでな
く，1 対 1 で顔の見える関係を築くことである。研究者となく，両分野の参加者が積極的に発言し，両分野の相であっても，分野が異なれば，誤った情報を誤りと判断

互理解が図られた。

できず，偏った情報に翻弄される可能性はある。これをこれらの素晴らしい一般講演の中でも特に筆者が興味防ぐためにも，「顔の見える関係」を拡げ，保物若手研を持った発表として，放射線治療の分野における線量評の皆様との連携を強めたいと感じた。3 点目は，ただ顔価の高度化を目的とした，今後の物理線量と生物線量のの見える関係を築くだけでなく，若手が合同で，著書の研究のあり方について議題を提案した発表があった。当執筆を行うという「形を残す」試みの有用性である。勉

発表においては，放射線治療の分野における線量評価の強会では，このような会で講演を聴くだけではなく，共高度化のためには現在主流の物理線量のみでは不十分

同研究テーマを設定することをゴールとしてはどうかとで，細胞や組織の感受性を考慮した生物線量の指標が重いう提案もあった。時代と共に劇的に変化する世の中の要になると提案されていた。生物学的原則に基づく研究

考え方や価値観に対応し，ニーズに応える研究，すなわが従来から重要である一方で，物理指標（線量や診断画

ち実学を展開することの重要性を改めて痛感する今日。

像）と生物学的指標（組織や検査データ）を組み合わせ

まずはこの印象記の執筆を今後の協働の足がかりとしたた情報である Radiomics を用いた研究の関心が高まってい。

いることが述べられた。上記のように，放射線治療の分（藤通，石川，砂押）

野において従来と異なる分野からのアプローチが行われ終わりに始めており，今後の保健物理分野の発展のためにはさま

7.

ざまな分野間の知の共有や放射線影響全体の将来像の共初めての試みとなった保物若手研と生物学若手の会の有が重要であると結ばれていた。当発表は，分野間の交合同勉強会は，飯本先生から「線量計測」という両分野流をテーマとした本勉強会を代表するような発表であっ共通の軸があることが示されたほか，一般発表もお互いたと感じた。

の研究分野を意識した内容にまとめられており，そして（三輪）

意見交換や情報交換も活発になされ，今後のさらなる協調関係を期待させる素晴らしい「お見合い」であった（第放射線生物から放射線防護へのメッセージ6 図）。また，各界を牽引する先生方による招待講演は，「放射線防護と放射線生物のお見合い」をテーマに保われわれ若手にとって大変刺激的で，研究やプロジェク

物若手研との合同勉強会を開催した。初の開催というこトへの取り組み方，
リスクとの向き合い方，
リスクコミュ

とで顔合わせの意味が強かったが，さまざまな意見交換

ニケーションの方法，「健康」に関連するさまざまな要をすることができ充実した内容の勉強会となった。われ素の認知など，多くのヒントが与えられたのではないか

われ生物学者は，放射線防護の考え方や防護基準の根拠と思う。今回の合同勉強会を契機に，両分野の交流がまなどが普段馴染みのあるものとは言いがたく，2 つの分

すます活発となり，良い「お付き合い」が継続するよう野が協働することで，実学である防護の考え方を生物に今後もさまざまな催しを企画したい。

6.

取り入れ，かつ防護にも基礎科学的な生物の考え方を取末筆ではございますが，ご多忙のところ合同勉強会のり入れて頂きたいと考えている。本勉強会では，3 名のためにお時間を割いていただき，われわれ若手の心に残

話

144

題

三輪

一爾（みわ

かずじ）

2015 年，（国研）日本原子力研究開発機
構入社。1F 事故由来の放射能汚染物質の再利用に係る線量評価，原子力施設の安全評価に向けた火山活動評価等に従事。2017 年より東京大学の飯本武志教
授のもと社会人 D として勉強中。研究分野は放射線防護。

第6図

廣田

若手放射線生物学研究会との合同勉強会の集合

誠子（ひろたせいこ）

広島大学原爆放射線医科学研究所，線量

写真

測定評価研究分野。普段は，爪や髪を用いた遡及的被ばく線量評価手法の開発研究などを行っている。

るご講演を賜りました島田義也先生，飯本武志先生，坪倉正治先生に深く感謝いたします。
（中嶌）
参 考

文 献

坪田

陽一（つぼたよういち）

1) m. TsubOKura, y. OnOue, ha. TOrii, s. suda s, K mOri

1985 年北海道生まれ。博士（工学），経et al.; Twitter use in scientific communication revealed

営管理修士（専門職）。2015 年，（国研）

by visualization of information spreading by influencers

日本原子力研究開発機構入社。現在は放within half a year after the Fukushima Daiichi nuclear

射線管理と 1F 廃炉工程で発生する放射性微粒子挙動に係る研究開発に従事。趣power plant accident, PLoS ONE, 13, e0203594 (2018).

味はドローン空撮。
E-mail: tsubota.yoichi@jaea.go.jp
片岡憲昭（かたおかのりあき）

1987 年新潟県生まれ。博士（工学）。新
潟大学大学院で環境放射能の研究を行山田

椋平（やまだう。2015 年より現職。現在は，食品照1992 年北海道生まれ。弘前大学大学院に射の研究と非破壊検査と環境放射能の業て大気中放射性物質濃度の測定に関する務に携わる。趣味はランニング。

研究を行う。2018 年，（国研）日本原子

りょうへい）

力研究開発機構入社。現在は，施設排水E-mail: kataoka.noriaki@iri-tokyo.jpの放出管理に関する業務に従事している。
中嶌純也（なかじまじゅんや）

2011 年，日本原子力研究開発機構入社。

藤通

有希（ふじみち

以降，試験研究用原子炉施設，核燃料物（一財）電力中央研究所・放射線安全研

質使用施設等の放射線管理業務に従事す究センターにて，低線量率放射線影響のるほか，放射線教育による人材育成にも生物学的メカニズムを探るため，幹細胞

従事している。

競合に着目した研究に従事。腸管幹細胞

ゆき）の 3 次元培養（オルガノイド形成）を行っ
ている。

話

石川

純也（いしかわじゅんや）

2016 年，弘前大学大学院保健学研究科

題

145

砂押

正章（すなおしまさあき）

1987 年茨城県生まれ。茨城大学大学院修了・博士（保健学）。大分県立看護科

理工学研究科修了。博士（理学）。2017

学大学・助手，同・助教を経て，現在は年より，（国研）量子科学技術研究開発

杏林大学保健学部・助教。新たな放射線

機構放射線医学総合研究所研究員。放射防護剤の探索に関心を持っている。

線による胸腺の発がんのリスクと分子メ
カニズムに関する研究を行っている。
E-mail: sunaoshi.masaaki@qst.go.jp

146

編 集 後 記「保健物理」第 54 巻 2 号

保健物理学会誌の編集委員を拝命して，間もなく 1 年となります。保健物理学会の仕事もかなりのブランクがあり，また，
民間企業で業務をこなしながら論文等の査読等を行うことは，思いのほか大変であることを痛感しています。とはいえ，学生時代からお世話になっている保健物理学会に少しでも役に立ち，盛り立てていくべく，微力ながら尽力してまいります。皆様方におかれましては，研究成果をぜひともご寄稿いただければ幸いです。

（A. S.）

複写される方に本誌に掲載された著作物を複写したい方は，（公社）日本複写権センターと包括複写許諾契約を締結されている企業の従業員以外は，図書館も著作権者から複写権等の行使の委託を受けている次の団体から許諾を受けて下さい。
〒 107–0052 東京都港区赤坂 9–6–41 乃木坂ビル 学術著作権協会
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アメリカ合衆国における複写については，次に連絡して下さい。
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