2020 年 6 月 24 日

放射線管理区域の表面汚染基準の由来(2)今中哲二
京都大学複合原子力科学研究所（ア
ずいぶん前から、放射線管理区域を設定すべき条件のひとつである「１ｍ2 当り４万 Bq」
ルファ核種の場合はその 10 分 1）という表面汚染値の由来が気になっていた。
（私が放射線取扱主任者の試験を受けた 1976 年は「1m2 当り 1Ci」だったが、単位変更で１Ci＝37000Bq≒４万 Bq となった。
）昨年、きっかけになりそうな情報を見つけていたので、コロナ休業で自宅研修を余儀なくされている間に、ネットで調べて始めた。
（5 月 29 日付けメモの後、IAEA 輸送規則の初版、英国の基準に関する Dunster1955 年論文を入手できたので改訂した。
）
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浜田氏情報
昨年、別件で調べ物をしている時に、『緊急被ばく医療研修』のホームページで、浜田達二氏（2014 年逝去）が表面汚染基準値について次のように解説しているのを見つけた。
『この数値は古くからありますが、その起源を辿ると、放射性輸送物の表面汚染について使われたのが最初のようです。国際原子力機関（以下、「ＩＡＥＡ」という。）では、1960 年代初
めから放射性物質輸送規則を勧告し、各国はこれに従って国内法令を定めています。その根拠について記した文書は、最初に作成されたＩＡＥＡ輸送規則の付属文書にあります。それによると、輸送物表面の放射性物質が空気中に飛散し、その呼吸摂取による内部被ばくが公衆の線量限度に等しくなるというシナリオで計算した結果、β核種について 10-4μCi/cm2 (3.7Bq/cm2)、
α核種についてはその 1/10 となり、それを採用したわけです。放射性核種はβ線放出核種としては、最も放射能毒性の高いストロンチウム 90（Sr-90）を仮定し、飛散の程度（再浮遊係数）もかなり高い値を用いているなど、非常に大まかでかつ過大評価された値ですが、輸送規則では未だにこの値を使っています』
https://warp.da.ndl.go.jp/info:ndljp/pid/9519378/www.remnet.jp/newsletter/01/column.html（浜田先生は、日本の放射能研究の草分けのお一人で、今中が広島・長崎原爆放射線量再評価の WG で作業をしたとき、日米シニア評価委員会のメンバーで、個人的にも何度かコンタクトさせてもらったことがある。
）
この情報をきっかけに、IAEA 輸送規則などアレコレ検索をかけてみたら、そのほか保健物理学会のホームページに「汚染した物の搬出のためのガイドライン（案）」という資料があった。
http://www.jhps.or.jp/pdf/keikakuhibaku_commentary.pdf

この資料から該当するところをコピペする。
『物品搬出基準の設定根拠(2)について、表 1＜略＞に示す。α 線を放出する核種について、
1960 年当時に日常的に用いられていた核種の中から、慢性の吸入摂取に対して最も危険度の高い代表核種として、Pu-239 が選定された。国際放射線防護委員会（ICRP）の Pub. 2(3)で、Pu-239 の決定臓器である骨に対する空気中最大許容濃度 MPCa（1 週間あたり 40 時間の作業時間）が 2 x 10-12 μCi/cm3 であり、これを再浮遊係数の 2 x 10-8 cm-1 で除することで、α線を放出する核種についての表面密度限度 1 x 10-4 μCi/cm2 が導出された。同様に、α 線を放出しない核種については、3 通りの代表核種（Sr-90、Pb-210、α 核種と Ac-227 を含まな
1

い混合核種）が選定され、表面密度限度 1 x 10-3 μCi/cm2 が導出された。
物品搬出基準の設定では、搬出先で再使用する際に接触する可能性のある公衆の被ばくを考慮し、当時の作業者と公衆の最大許容線量の比が 10 であったことから、管理区域内での表面密度限度の 10 分の 1 が物品搬出基準とされた。
』
そ の 他 、 穴 吹 豊 ら 『 作 業 環 境 の モ ニ タ リ ン グ (VI) ； 表 面 汚 染 の モ ニ タ リ ン グ 』
RADIOISOTOPRES、26（1976）にも、同様の説明が出ている。
https://www.jstage.jst.go.jp/article/radioisotopes1952/26/4/26_4_276/_pdf/-char/ja

IAEA 輸送規則
IAEA が国連の下部機関として発足したのは 1957 年 7 月で、1958 年に Safety Series No.1

“Safe Handling of Radioisotopes”が発行されている。最初の輸送規則は Safety Series No.6
“Regulation for the Safe Transport of Radioactive Material”として 1961 年に発行された。こちらの文書には、輸送物の表面汚染として「ベータとガンマ核種は 10-4Ci/cm2 でアルファ核種については 10-5Ci/cm2」という制限値の表があるだけで、その由来の説明はない。一方、Safety
Series No.7 “Notes on Certain Aspects of Regulations” (1961)の方には、UKAEA（英国原子力公社）の Fairbairn 氏による「UKAEA が採用している輸送物表面汚染限度」の説明が入っていた。
https://gnssn.iaea.org/Superseded%20Safety%20Standards/Safety_Series_007_1961.pdf
その説明で、表面汚染にともなう被曝モードとして考慮されているのは、以下の２つ；
A：表面からの放射性物質の浮遊にともなう吸入被曝
B：表面汚染からの皮膚被曝と手の汚染経由での経口摂取（空間線量率は別途に規制される）
取り上げている放射性物質は、アルファ核種として Pu239、ベータ核種として Sr90 の２つ。


A に基づく規制値：浮遊にともなう空気中放射能濃度 C（Ci/cm3）と表面汚染密度 S（Ci/cm2）
の間に、C

k

S

の関係を仮定する。ここで k（cm-1）は浮遊係数で、k 値として、密閉空間での埃っぽい活動の時の値である 4×10-7（cm-1）を採用する。
（開放空間だと 20 分の１になるそうだ。
）ICRP Pub2 に基づく最大許容空気中濃度 MPC は、Pu239：2×10-12Ci/cm3、Sr90：3×10-10Ci/cm3 なので、最大表面汚染濃度 MPS はそれぞれ、Pu239：5×10-6Ci/cm2と Sr90：7.5×10-4Ci/cm2 となる。


B に基づく規制値：National Health Service Hospitals Code of Practice に従い、病院での「手の汚染に関する許容限度」は、アルファ核種：10-5Ci/cm2、ベータ核種：10-4Ci/cm2 と定められている。この値は皮膚の基底細胞の被曝制限値に基づいている。
「物体の表面汚染」
については 10 倍の余裕をみて、アルファ核種：10-4Ci/cm2、ベータ核種：10-3Ci/cm2 とさ
れている。



まとめ：Pu239 については、A の値を丸めて（仮定が厳しいので甘くして）10-5Ci/cm2。
Sr90 については、A と B の不確かさ見込んで（厳しくして）、10-4Ci/cm2 とされている。
数字の丸め方がずいぶん恣意的な気がするが、Fairbairn の説明を表１にまとめておく。

2

表１ IAEA SS-7（1961）での計算と輸送物表面汚染制限値

α

Pu239

A：空気中濃度から
Ci/cm2
5×10-6βSr90

7.5×10-4

核種



B：手の汚染からCi/cm2

結論（丸めて）Ci/cm2

10-4

10-5

10-3

10-4

Dunster1962 年論文
一方、保物ガイドライン（の文献２）や穴吹論文が、表面汚染密度の出処として引用しているのは、下記の Dunster 論文である。
・H. J. Dunster “Surface contamination measurements as an index of control of radioactive
materials” Health Physics 8:353-356 (1962)
Dunster 氏は、英国核開発が始まった頃の Harwell 研究所の放射線管理専門家で、1957 年のウィンズケール原子炉火事の終息作業で名前を見たことがある。ICRP の 1965 年勧告にも名前が出てくる。この論文は、当時の英国で使われていた放射能施設の表面汚染限度について説明したもので、輸送物のことには触れていない。表面汚染の制限値を導くのに、皮膚へのβ線外部被曝、浮遊にともなう吸入内部被曝、手の汚染経由での経口内部被曝を取り上げている。


皮膚のβ線外部被曝からの表面汚染制限値は、1.5rem/週という被曝限度から 4×10-3Ci/cm2。



管理区域外での表面汚染経口摂取の制限値については、「毎日 10cm2 分の汚染を摂取」という仮定の下に、Ra226 で 2×10-5Ci/cm2、Sr90 また Pb210 に対して 2×10-4Ci/cm2 というが導かれている（導出過程はうまくフォローできなかった）。手の汚染についてはこの半分に下げるそうだ。
浮遊にともなう吸入に関する表面汚染限度の算出方法は Farbrairn と同じ。ただし、浮遊係



数は 20 分の１の、k2

10(cm-1）としている。つまり表汚染限度は 20 倍になる。計算の対象となっている核種は、α核種として Pu239、β 核種としては、Sr90（+Y90）、Pb210（＋娘核種）、核種不明（Ac227 が無くて核種不明）の３種類で、全部で４つ。
Dunster 論文の計算結果と当時の英国基準値草案（1961）を表 2 に示す。
表２ Dunster 論文の制限値と提案中の基準値（草案）
浮遊吸入

α

β

核種

MPC
Ci/cm3

MPS
Ci/cm2

Pu239

2×10-12

1×10-4Sr90

3×10-10

1.5×10-2

Pb210

1×10-10

5×10-3不明

3×10-11

1.5×10-3

手汚染（管理区域外）MPSCi/cm2
1×10-5（注）1×10-4

英国基準値草案
管理区域内 管理区域外
MPS
MPS
Ci/cm2
Ci/cm2
10-4
10-5(左を丸めて?)

10-3

－

10-4

＜Bq 換算＞
管理区域外
Bq/m2
4000
40000

（注）Ra226 についての値

Farbairn と Dunster を比べると、結論は同じ値だが、そこに至るロジックが異なっている。
Farbairn の方は「最大空気中濃度に対応する表面汚染レベルを輸送物の制限値」としているが、Dunster の方は「最大空気中濃度に対応する施設内の表面汚染制限値を求めて、その外は 10 分の１」としている。結果として（浮遊係数が 20 倍違うため）「輸送物表面汚染制限＝管理区域外
3

表面汚染制限」となっている。Dunster の方が合理的に感じられるが、どちらとも、それまでに何となく決められていた制限値について、より確かな根拠付けをしようとしたものであろう。
次に述べるように、1957 年に日本の法令基準が定められたとき、すでに「許容表面密度」が決められている。つまり、IAEA 輸送規則(1961)や Dunster 論文（1962）以前より「許容表面密度」が決められていた。
（Dunster 論文(1955)は、日本の法令基準の後で解説）。


日本の法令基準の変遷
日本の原子力法令のはじまりは、1955 年の『原子力基本法』である。これを受けて 1957 年に『核原料物質、核燃料物資及び原子炉の規制に関する法律』（原子炉等規制法）と『放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律』（放射線障害防止法）が成立している。

1957 年 12 月の科学技術庁告示の別表第四で、許容表面密度が次のように決められている。
表３．1957 年の許容表面密度
放射性物質の種類

許容表面密度、Ci/cm2

Pu、Ra、Ac、Po

10-4

Pu、Ra、Ac、Po 以外の放射性物質

10-3

http://www.aec.go.jp/jicst/NC/about/ugoki/geppou/V03/N02/195818V03N02.HTML「アルファ核種とベータ核種」という区分ではなく、「Pu、Ra、Ac、Po とそれ以外」という分け方となっていることに注意。また、当時の条文には、使用施設とか貯蔵施設という用語はあるが、「管理区域」という用語は出てこない。
「管理区域」が決められたのは、1960 年の法令改定からのようだ。
「管理区域」を設定すべき条件のひとつに表面汚染密度が登場し、その値は、次の別表第四「最大許容表面密度」の 10 分の 1 とされた。
表４．1960 年の最大許容表面密度
区分

最大許容表面密度、Ci/cm2

アルファ線を放出する放射性同位元素

10-4

アルファ線を放出しない放射性同位元素

10-3

同時に、管理区域から持ち出す汚染物の表面汚染許容限度も別表第四の 10 分の１とされている。
http://www.aec.go.jp/jicst/NC/about/ugoki/geppou/V05/N10/196021V05N10.html
http://www.aec.go.jp/jicst/NC/about/ugoki/geppou/V05/N10/196000V05N10.html

原子炉等規制法と放射線障害防止法（現在は、放射性同位元素等規制法）は幾度となく改訂されてきたが、表面汚染限度については 1960 年の値が引き継がれている、ということになる。
ちなみに、表面密度限度とは、「管理区域内で人が触れる物の表面の密度限度」である。
Dunster1955 年論文
5 月 29 日付けメモの後、Dunster1962 年論文の参考文献に入っていた次の論文を入手した。

・Dunster “Contamination of Surfaces by Radioactive Materials: The Derivation of Maximum
Permissible Levels” Atomics and Atomic Technology, 6:233-239(1955)
この論文の Introduction に「多くのラボが独自の表面汚染基準を設定しているが、測定器が違っていたりして比較が困難であり、また数値の合理性について述べた文書がない」という当時の4

状況についての記述がある。ということで、数値の根拠を示す試みの論文である、先に紹介した論文と同じく、表面汚染の制限値を導くにあたっては、浮遊にともなう吸入、皮膚のベータ線被曝、手の汚染を経由しての経口摂取という３つの被曝経路を考えている。


浮遊にともなう吸入について考慮する核種は Pu239 と Sr90 の２つで、該当する空気中最大許容濃度は、2×10-12Ci/cm3 と 2×10-10Ci/cm3。これらの値は ICRP1954 年勧告から。
https://journals.sagepub.com/doi/pdf/10.1016/S0074-27402880014-6

浮遊係数を、k＝4×10-7cm-1 とし、さらに、ICRP1954 勧告の空気中濃度は（24 時間連続値なので 8 時間労働ということで）３倍して（空気中濃度）/（浮遊係数）で表面汚染制限値を求めると、Pu239：1.5×10-5Ci/cm2 と Sr90：1.5×10-3Ci/cm2 となる。


皮膚のベータ線被曝については、通常のエネルギー（0.5～3.0MeV）のベータ線による感受性細胞での放射線量率は、（7rad/h）/(1Ci/cm2)という計算値を引用している。ベータ線の後方散乱効果により 1.5 倍とし、被曝量制限値を 1.5rad/week(40hr)とすると、皮膚汚染制限
値は 4×10-3Ci/cm2 となる。皮膚被曝だけで被曝限度を一杯にするのはまずいので、制限値は 10 分の１の 4×10-4Ci/cm2 とする。



手の汚染からの経口摂取については、「手に付いた汚染の１％を毎日 50 年間摂取すると、
Ra226 で 0.1Ci、Sr90 で 1Ci の体内蓄積がおきる量」という仮定が 1948 年から Harwell
研究所で使われていたそうだ。ICRP1954 年勧告で若干緩和され、α核種について 3×10-6
Ci/cm2、β核種について 10-4Ci/cm2 という表面汚染制限になる（導出はキチンとフォロ
ーできず）。これに関連する「物の表面汚染限度」は、手の汚染の 10 倍とされている。

表５に Dunster1955 年論文の計算結果、表６には、導出過程の仮定が厳しいことを考慮して緩和した Dunster の推奨値と Harwell 研の慣行値をまとめた。
（Harwell 研の施設については、シンプルな慣行値を変えることもない、と述べている。
）
表５ Dunster1955 年論文の計算結果、単位：Ci/cm2
浮遊からの吸入
摂取

皮膚汚染か
らの皮膚被
曝

Pu：1.5×10-5
Sr90：1.5×10-3

手からの経口摂取計算まとめ（害をもたらさない
最大表面汚染値）

手の表面

RI 区域の表面

－

α：3×10-6

α：3×10-5

α：10-5

4×10-4β：10-4β：10-3β：4×10-4

表６ Dunster1955 年論文の提唱値と AERE 施設の慣行値、単位：Ci/cm2
核種

Dunster1955 論文
RI 使用区域

Harwell 研の慣行値

非 R区域RI 使用区域

非 R区域

Pu, Ra, Ac, Po

10-4 (10)

10-5

(1)

10-4

10-5

上記以外の α10-3 (100)

10-4

(10)

10-3

10-4

すべての β

4×10-3 (10)4×10-4

(1)

10-3

10-4

（）内の値は、表 5 の右端値に対する緩和係数

表６では、α核種を（毒性の大きな）Pu など４核種とそれ以外に分けている。Harwell 慣行
値では、「すべてのβ核種」と「上記以外のα」が同じ値になっている。表３に示した、日本の1957 年許容表面密度の由来が表６の「Harwell の慣行値」だったと考えて間違いなさそうだ。

5



おわりに
調べ始めたら結構深入りしてしまったが、「１平方ｍ当り４万 Bq」の由来についてはだいたい了解できたつもりでいる。「表面汚染に関する日本の法令基準は、法律制定当時の英国で使われていた値をそのまま借用してきた」と考えて良さそうだ。（米国の基準は調べていないが．．．）
Dunster や Farbrairn の論文は、それ以前から使われていた値に“それなりに根拠付けをする”
ための仕事と言っていいだろう。後付けの話なので、３つの論文相互に無理やら矛盾が入っていてすっきりしない。ただ、Dunster1962 年論文は、管理区域についての「最大表面密度」を決めて、管理区域外はその 10 分の 1 にするというロジックだが、Dunster1955 年論文の方は、まず
非 RI 区域での「許容表面密度」を決めておいて、RI 区域についてはその 10 倍に緩和する、という逆のやり方であることを指摘しておきたい。もちろん 1955 年論文の方が original である。
つまり、非 RI 区域の最初の「表面密度限度」は、それ以上の汚染は被害をもたらす恐れがあるレベルとして決められた。
2011 年の福島原発事故は日本の私たちに大変な規模の放射能汚染をもたらした。長期的に問題となる半減期 30 年のセシウム 137 の汚染は、故沢野伸浩さんの解析によると、「１平方ｍ当り 3.7 万 Bq」以上の汚染面積は 8424 平方 km で、東京都の面積 2188 平方 km の４倍に相当する。

http://www.rri.kyoto-u.ac.jp/NSRG/etc/kagaku2017-3.pdf

私からすれば、福島原発事故によって汚染されたものは、原子炉等規制法で定めるところの『核燃料等汚染物』である。スジから言えば、「１平方 km 当り４万 Bq」を越える汚染地域は東京電
力が「一時管理区域」に指定し原状回復すべきである。東電や政府がどう後始末にかかるのかと思っていたら、半年後に「放射性汚染物質対処特措法」という新たな法律が制定された。
“後出し
ジャンケン”のような法律で『事故由来放射性物質』という新たな概念が考案され、（法律にそん
なことは書かれていないのだが）原発事故の汚染は原子炉等規制法から切り離されて扱われることになった。
この９年間、飯舘村などで信じがたい規模の除染が進められ、莫大なお金が“原子力ムラ・除染支部”に流れて行くのを眺めて来た。これからも何かと理由をつけてお金が流れ続けることだ
ろう。一方、避難を強いられた人々への支援は徐々に切り下げられ、放射能汚染は嫌だという被災者は見捨てられつつある。日本という国の支配システムのありようには、「ゴマメの歯ぎしり」
ばかりだが、原子力に 50 年以上係わってきた者として、私なりの情報発信を続けて行きたい。
以上**************


付録：Pub 2 の MPCa 値と現行の空気中濃度限度の比較

参考に、原子力発電がはじまった頃の空気中許容濃度と現行の値を比較しておこう。
Dunster1962 年論文が使っている MPCa 値は、ICRP Publication 2『体内放射線の許容線量』（1959）の値である（日本語訳：http://www.icrp.org/docs/P2_Japanese.pdf）。Pub2 は、私が放射線取扱主任者試験を受けた 1976 年でも effective な報告書だった。
Pub2 の考え方は、ある核種に対して「決定臓器」とその臓器での「最大許容負荷量」（MBD）に基づいている。最大許容負荷量とは、決定臓器に対して「毎週 0.3rem（3mSv）」、全身が対象の場合は「毎週 0.1rem（1mSv）」をもたらす蓄積放射能量である。ただし、骨については別扱
6いで、ラジウムダイアルペインターなどの実害データを基に、「Ra226 の骨の MBD は 0.1Ci」とされた。Pu239 については、Ra226 よりリスクが大きいということで骨の MBD は 0.04Ci とされた。
MPCa（空気中最大許容濃度）は、『その環境下で作業者が 50 年間仕事を続けたとき決定臓器に最大許容負荷量の蓄積が起きる空気中濃度』として算出されている。ただし、労働時間は、40
時間/週、50 週/年で、作業中の呼吸量は 10m3/日として計算されている。実効半減期が短ければ、蓄積量は直に飽和するが、Ra226 や Pu239 のように長いと 50 年経っても飽和しない。
いくつかの核種について Pub2 のパラメータと MPCa 値、日本の現行法令の管理区域空気中濃度限度を表 A にまとめてみた。比較のため、MPCa 値を Bq に換算した値も示した。
表Ａ．管理区域空気中濃度限度：Pub2 と現行法令の比較
Publication 2
核種

Ra226

現行法令

最大負荷
(B)空気中濃度
実効半減期 MPCa (A)Bq 換算
決定臓器
量
限度
Ci/cm3
日
Bq/cm3
Bq/cm3
Ci
骨
0.1
16000
3×10-11
1.1×10-6
9×10-6(B)/(A)
8.1

Pu239

骨

0.04

72000

2×10-11

7.4×10-7

7×10-7

0.9

Pb210

腎臓

0.4

494

1×10-10

3.7×10-6

2×10-55.4

1.1×10-5

3×10-4

27.0

Sr90

骨

2

6400

3×10-10

Cs137

全身

30

70

6×10-82.2×10-3

3×10-3

1.4

7.6

9×10-93.3×10-4

1×10-3

3.0

I131

甲状腺

0.7

現行法令の値：・原子炉等規制法は、「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」
https://www.nsr.go.jp/data/000306810.pdf
・RI 等規制法は、「放射線を放出する同位元素の数量等を定める件」
https://www.nsr.go.jp/data/000045581.pdf

空気中濃度の値は同じだが、炉規法の方は「３カ月平均」で RI 規制法は「１週間平均」。
現行法令値と Pub2 との比を表 A の右端に示した。
「Pub2 は（原則）毎週 3mSv」で「現行は毎週 1mSv」なので、現行の濃度限度の方が厳しい（小さい）かと思っていたが意外だった。Pu239の値はほぼ同じであるが、その他は現行法令の方が甘い値になっている。
現行法令の基になっているのは、ICRP の Pub68「作業者による放射性核種の摂取についての線量係数」（1994）である。
https://www.icrp.org/docs/P68_Japanese.pdf

Pub68 では、１Bq を吸入または経口で体内摂取したとき、それ以降 50 年間の内部被曝にともなう積算実効線量が「預託実効線量」として与えられている。日本の現行法令の濃度限度は、その値に基づいて計算されている。
・吉澤道夫、水下誠一『「外部被ばく及び内部被ばくの評価法に係る技術指針」について』保健物
理、34:319-322（1999）
https://www.jstage.jst.go.jp/article/jhps1966/34/3/34_3_319/_pdf/-char/en
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