文科省 原子力人材育成事業

大線量放射線の取扱
大阪府立大学 放射線研究センター
秋吉 優史

講義内容
・放射線、放射能の利用・放射線防護、外部被ばく
・内部被ばく・管理区域と放射性同位元素等の取扱い
・放射線研究センターの施設

・放射線、放射能の利用・放射線防護、外部被ばく
・内部被ばく・管理区域と放射性同位元素等の取扱い
・放射線研究センターの施設

放射線の利用
放射線の工業利用

放射線による計測

材料改質、重合反応、微細加工、イオン注入、非破壊検査

X線、γ線、中性子線透過撮影、X線回折、電子顕微鏡、
EDX・オージェ電子分光・PIXE等による元素分析、
WDX・EELS 等による化学状態測定、放射化分析、煙感知器、中性子水分計、陽電子消滅測定など

放射線の医療応用～診断～
透過X線撮影、CT、PET、血管造影、SPECT（単一光子放射断層撮影）

放射線の医療応用～滅菌～

放射線の医療応用～治療～
X線、γ線による体外照射、小線源挿入による体内照射、放射性ヨウ素による甲状腺治療、陽子・重粒子線ガン治療、
BNCT（ホウ素中性子捕捉療法）、ガンマナイフ

手術器具、注射針、手袋、マスク、ガーゼ、チューブ、バッグ、医薬・化粧品原料など

放射線の農業利用

放射線による年代測定

品種改良、不妊化による害虫駆除、ジャガイモの芽止め、香辛料などの殺菌（国外）、RIによるトレーサー研究など

C-14 年代測定法、カリウム-アルゴン年代測定法など

発電以外の原子力利用
1997年に行われた調査では、原子力の発電としての利用の経済規模は5.7兆円なのに対して、工業・農業・医療での放射線利用の経済規模は6.3兆円となり、発電の経済規模を上回っていた。
その後、2005年頃に再度調査が行われたが、やはり発電以外の利用は発電と同等かそれ以上であった。
1997年

放射線を用いた滅菌設備
透過⼒
材料選択

ガンマ線

電子線

大型

大型

大（梱包⼩（梱包可）可）

耐放射線性 耐放射線性

エチレンオ
キシド

高圧蒸気

⼩〜大型

⼩〜中型

密閉不可

密閉不可

耐圧性

耐熱・耐水性

滅菌温度

常温

常温

40〜60℃

121℃

処理⽅法

連続式

連続式

バッチ式バッチ式

処理時間

数時間

数十分

数時間

数時間

後処理

不要

不要

ガス抜き

乾燥

残留物なし

なし

残留ガスなし

滅菌確認

線量確認

線量確認

BI無菌試験 BI無菌試験

・放射線、放射能の利用・放射線防護、外部被ばく・内部被ばく・管理区域と放射性同位元素等の取扱い
・放射線研究センターの施設

ICRPの放射線防護体系
国際放射線防護委員会 ICRP の勧告
放射線防護の基準を決める三つの原則

正当化

Justification
リスクを上回る利益がなければならない

防護の最適化 Optimization
できるだけ被ばくを抑える（経済、社会的な要因の考慮）
ALARA(as low as reasonably achievable)の原則

線量限度

Dose Limit
線量限度を超えてはならない（緊急時と医療を除く）

線量限度について
区分

実効線量限度（全身）

等価線量限度（組織・臓器）放射線業務従事者
一般 公 衆

平常時

100mSv/5年※1
50mSv/年※2
女子 5mSv/3月間※3
妊娠中の女子 1mSv（出産までの間の内部被ばく）

眼の水晶体 150mSv/年※2
皮膚 500mSv/年※2
妊娠中の女子 2mSv
（出産までの間の腹部表面）

緊急時

100mSv※4眼の水晶体 300mSv
皮膚 1Sv※5

平常時

1mSv/年※2眼の水晶体 15mSv/年※2
皮膚 50mSv/年※2（注）上記表の数値は、外部被ばくと内部被ばくの合計線量
自然放射線による被ばくと医療行為による被ばくは含まない※1 平成13年4月1日以後5年ごとに区分※2 4月1日を始期とする1年間※3 4月1日、7月1日、10月1日、1月1日を始期とする各3月間※4 平成23年3月14日に福島第一原子力発電所の緊急作業に従事する者は、250mSvに引き上げられた（平成23年12月16日廃止）※5 1Sv（ シーベルト）＝1,000 mSv（ ミリシーベルト）＝1,000,000 μSv（マイクロシーベルト）

6-4-4出典：実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則の規程に基づく線量限度等を定める告示

原子力・エネルギー図面集 2015

放射線防護の基本
1.遮へいによる防護

2.距離による防護

3.時間による防護（線量率）＝遮へい体が厚い程低下（線量率）＝距離の二乗に反比例（線量）＝（作業場所の線量率）
×（作業時間）

コンクリート距離

放射性物質（mSv/h）（mSv/h）

（mSv）

1

2345

コ ン ク リ ート の 厚 さ6（cm）

線 量

線 量 率

線 量 率
00

123456（m）

放 射 性 物 質 からの 距 離

6 - 3 -1
原子力・エネルギー図面集 2015

00.5

1.0

作 業 時 間2.0（h）

RI取扱時の遮蔽
コンクリート

鉛ブロック
RIと作業者の間に適切な遮蔽を行い、被曝線量を可能な限り低減する。
→ 作業時間が多少長くかかっても、遮蔽による低減を行った方が有効な場合が多い→ 事前に作業内容を良く確認して適切な遮蔽体の配置を検討する

鉛ガラス

8

遮蔽α線
空気中のα 線の飛程 = 3.18E3/2 ( E(MeV) ) mm
→たかだか数cm程度、0.25mmのゴム手袋で止まる

β線
R=0.407E1.38 (0.15MeV < E <0.8MeV)
R=0.542E-0.133 (0.8MeV < E)
R は g/cm2 の単位で、遮蔽体の密度で割って飛程を求める・エネルギーが大きいβ線を、重元素で遮蔽する場合は、制動放射X線が出やすいので注意する（転換率はエネルギーと原子番号に比例）。

遮蔽
γ線、X線
細いビーム状に絞られて強度 I0 で 物質に入射する場合、

I = I0 exp( -μx)
μ: 物質の線減弱係数、x: 入射後の距離 で減衰していく。
ただし、入射光が細いビーム状でない場合、広がっていった入射光の散乱線が測定位置に戻ってくる、ビルドアップが考えられるため、ビルドアップ係数 B >=1 を用いて I = I0 B exp( -μx) と表わされる。

μは物質、エネルギーによって異なる。物質を透過する間にコンプトン散乱によりエネルギースペクトルが変化して、実際には単純に指数関数的には減少しないため、数表などを用いて計算を行う必要がある。

γ線・X線の減衰

ターゲットとなる物質の原子番号 Z の増加と共に、線源弱係数は光電効果 Z4～5 に比例コンプトン効果 Zに比例
電子対生成 Z(Z+1) に比例となって Z が大きくなると急激に遮蔽能力が高くなる。

入射光子のエネルギー増加と共に、物質との相互作用を起こす効果が変わっていく。
比較的低エネルギーではレイリー散乱、光電効果が主であり、次第にコンプトン散乱が支配的となる。
高エネルギーでは電子対生成が主となる。
光核反応は12-24MeV 付近で最大断面積となるがμへの寄与は5%程度である。
また、低エネルギーではK殻電子やL殻電子の電離エネルギー以上になると光電効果を起こせるがそれ以下では起こせないため、光電効果の効率が不連続に変化する。これをK吸収端、L吸収端と呼ぶ。

代表的なγ線源の実効線量透過率

被ばく管理に用いられる量（外部被ばく）
実効線量率定数 Γ
γ線源
実効線量率定数 Γ（μSv・m2・MBq-1・h-1)

241Am

0.00576

effective dose rate constant,mSv・m2・MBq-1・h-1
137Cs

0.0779

192Ir

0.117

226Ra0.217

娘核種を含む

60Co

0.305

実効線量率定数がΓ である核種の放射能をQ (MBq)としたとき、・距離 r (m) における実効線量率 E （μSv/h） を以下の様に求められる。
・E = Γ × Q / r2
Γ は、線源が放出するγ線のエネルギー、本数、放出確率を加味している。
γ線のエネルギーと線束が求まれば実効線量率は一義的に求められる。
Bq とは、一秒間の壊変数であり放射線の放出回数ではないことに注意。

例題（外部被ばく量の計算）
Q1: 74MBq のCs-137 密封線源を 50cm の距離で2時間、遮蔽無しで取り扱った場合の被ばく線量を評価せよ。また、被ばく線量を1/10に減らすために必要なしゃへい体の厚さと、1cm2あたりの重さを鉛、鉄、コンクリートでそれぞれ求めよ。
（しゃへい体の密度: 鉛 11.4g/cm3, 鉄 7.9g/cm3, コンクリート2.3g/cm3 で計算せよ）
Q2: 1.6PBq の Co-60 密封線源を3mのプールに沈めて使用する場合、水面での実効線量率を求めよ。
Q3: 鉛でしゃへいを行う場合に、80keV のX線よりも100keVのX線の方が透過率が小さかった。これは何故か。

例題（外部被ばく量の計算）
A1:74 x 0.0779 x 1 / 0.52 x 2 = 46 μSv
実効線量透過率1/10に相当するしゃへい体厚さは、グラフから、鉛: 2cm, 鉄: 7.5cm, コンクリート: 30cm程度となる。
1cm2あたりの重さはそれぞれ22.8g, 59.3g, 69g となる。
A2:
1.6x106 x 0.305 x 1/32 x 3x10-7 = 0.016μSv/h
A3:鉛のK殻電子を電離するのに必要なエネルギーは88keV程度であり、その前後で透過率が大きく変化するため（K吸収端）

・放射線、放射能の利用・放射線防護、外部被ばく
・内部被ばく・管理区域と放射性同位元素等の取扱い
・放射線研究センターの施設

被ばくと汚染の違い

被ばく

汚染

放射線を受けること

放射性物質が皮膚や衣服に付着した状態

放射線

放射性物質
外部被ばく

内部被ばく

6-3-6
原子力・エネルギー図面集 2015

汚染

被ばく管理に用いられる量（内部被ばく）
預託線量 committed dose, Sv
体内に取込んだ放射性物質により内部被曝する場合、取込んでから50年間（子供に対しては70年間）先まで被ばくする線量を時間積分して、取込んだ時点にいっぺんに被ばくしたとして被ばく管理を行う。線量として等価線量を用いると預託等価線量、実効線量を用いると預託実効線量である。
ここで被ばくする線量は、物理的な壊変や生物学的な排泄などにより時間と共に減少していき、簡単に求めることが出来ない。放射する線質、壊変速度や化学的性質から、核種ごとに実効線量係数（Sv/Bq）が求められており、取込んだ放射能から預託実効線量を求めることが出来る。経口及び吸入摂取についてそれぞれ定められている。

被ばく管理に用いられる量（内部被ばく）
ベクレルからシーベルトへの変換
実効線量率定数 effective dose rate constant
・放出される放射線の種類と、エネルギー

外部被ばく・放出確率

実効線量係数 effective dose coefficient
上記二つに加えて、・物理的半減期・生物的半減期・特異臓器集積と組織加重係数

内部被ばく例題（内部被曝量の評価）
・精米された状態で1kg あたり Cs-137 を 100Bq 含む米を毎日食べた場合、1年間でどれだけ内部被ばくすることになるか計算せよ。
ただし、一食あたり1合（精米で150g、炊きあがりでは330g）食べるものとし、一日三食、365日毎日食べたとして計算せよ。
A:
0.15kg×3×365×100Bq/kg×1.3×10-5 mSv/Bq= 0.21mSv

・放射線、放射能の利用・放射線防護、外部被ばく・内部被ばく・管理区域と放射性同位元素等の取扱い
・放射線研究センターの施設

管理区域とは放射線を放出する同位元素の数量等を定める件 第四条(1) 外部線量 1.3 mSv/3月以上(2) 空気中のRＩの3月間平均濃度が空気中濃度限度の10分の１以上(3) ＲＩの表面密度が表面密度限度の10分の１を超えるおそれのある場所(1)、(2)が複合する場合は、それぞれの割合の和が１を超えるおそれのある場所

4空間線量率の測定、表面汚染の測定
常時人の立ち入る場所
実効線量率 1mSv/週
表面汚染密度α核種 4Bq/cm2
それ以外 40Bq/cm2
病室
実効線量率 1.3mSv/3月
管理区域の境界
実効線量率 1.3mSv/3月
表面汚染密度 α 0.4Bq/cm2, 非α 4Bq/cm2
事業所の境界 250μSv/3月

1週 = 40h (8h × 5day)
3月 = 500h

3放射線計測の際の注意

Radiation? 空間線量率が問題か、表面汚染が問題か?
orContamination?
非密封の RI を使用する実験で、GM サーベイメーターや、NaI シンチレーションカウンターなどで空間線量率を測定して大した値でなければ問題無い、というのは大間違い!
表面が少しぐらい汚染されていても空間線量率は大して変わらないが、汚染によって内部被ばくの危険があり、RIを「管理」して使用する施設で有ってはいけないところに汚染が広がると、大問題!

放射線取扱施設の例
2F

9m

1F

9m

北玄関

汚染
検査室

9m

(2)

実験準備室

第3実験室

共同利用
第1実験室 研究室

第2実験室

（屋 上）
工作室

物 理学
第１実験室

給湯室

UP

希釈槽

DN

空 気 調節 機 械 室

導 入槽
（下部）

排水設備

核材料第１実験室

共同利用
会議室

ベランダ

物 理学
第２実験室

用務 員 室

化学
実験室

放射化学
第２実験室

燃料
準備室

保管室

電気室(1)

事 務室

多目的
便所

放射化学
第１実験室

計測室

電気室

保管
廃棄室

9m

熱流体工学
第１実験室

貯留槽1 貯留槽2

DN

熱 流体 工学解 析 室

排風機室

実 験用 品保管室

X線照射室（地下）

南管理区域
熱流体工学
第３実験室

ポンプ室

DN

電子用
加速器

加速器室
除染第二実験室

核燃料管理区域

核燃料
貯蔵室

核燃料
第一実験室

DN

エリ ア
モニタ ー室

核燃料
第四実験室

シャワー
(2)

UP

南玄関

電 顕室

計測制御室

放射線管理室

電気室(3)

排風機室

シャワー室(3 )

共同利用
実験室

DN

第２倉庫

準備室

核燃料
第三実験室

除 染第 一実験室

ガス
貯蔵室

機 械室

マイクロビーム実験室

重イオン照射室

核燃料
第二実験室

廃 棄物 置 場

加速器室

北管理区域

核燃料管理区域
排水
貯 留槽

南管理区域

保管室

第１倉庫

北管理区域

熱流体工学
第２実験室

B
C
P

消火
ポ ンプ 室核材料第２実験室

学生実験
準備室

WC

0

事業所境界

事業所境界

10m

放射線取扱施設の例

主要な施設
・管理室

保管廃棄室

貯蔵箱

計測室

放射化学第１
実験室

・汚染検査室（シャワー室）

保管室
汚染検査室

・測定室
・作業室

燃料
準備室

核分裂
中性子
実験装置

便所

放射化学
第２実験室

化学
実験室

・貯蔵室 もしくは 貯蔵箱核材料第１実験室

・汚染除去室

コッククロフト・
ワルトン型加速器

導入槽
（地下）

希釈槽

貯留槽１

・廃棄物保管室

貯留槽２・機械室
排風機室

・貯留槽

（A系統排風機）
貯蔵容器（Cs-137）-------------

非常口

管理区域境界

実験準備室

第3実験室

第2実験室

給湯室

共同利用
研究室

DN

・給排気設備、空気浄化装置

共同利用
会議室

ベランダ

核材料第２実験室

第1実験室

空 気 調節 機 械 室・フード（ドラフトチャンバー）、グローブボックス
二階

10

放射線管理区域標識7代表的なRI
・Sr-90 / Y-90: 永続平衡の代表例。ミルキングによりY-90を分離して使用できる。Y-90は2.28MeVの強いβ線源。
・Cs-137 / Ba-137m: Cs-137 は662keVのγ線を出すことで有名である
が、実はBa-137mからのもので、 永続平衡の代表例である。
・Mo-99 / Tc-99m: Mo-99 を吸着させたアルミナカラムから食塩水でミルキング出来る（Tc-99mジェネレーター）。過渡平衡の代表例。核異性体転位（IT）に伴うγ線だけを放出するためβ線を放出せず、核医学で重要。
・Ba-140/La-140: 過渡平衡の代表例の一つ。
・I-131: ヨウ素の揮発性、甲状腺に集まるという性質が重要。
・H-3（トリチウム）、C-14: 低エネルギーβ核種の代表
・K-40: 天然RIの代表。岩石の年代測定に用いられる。
・241Am-Be: 代表的な中性子源。226Ra-Be と比べγ線が少なく安価。
・Cf-252: 自発核分裂に伴う中性子源
・P-32, S-35: 代表的なトレーサー核種

12非密封RIの安全取扱・管理・取扱い前
・事前の Cold 試験での問題点の抽出・遮蔽体や、除染器具、放射線測定器の準備など
・実験内容の周知、使用するRI数量の確認・取扱い時
・基本的に二人以上で作業を行う（記録などは直接RIを取り扱う作業者以外が行う）
・取扱い後・線源の管理、廃棄物の処理、記帳・汚染検査（作業場所及び作業者）と除染
22

RIの保管・液体RIはこぼれにくく、浸透しにくい容器に入れる・気体や、揮発しやすいRIは気密容器に入れる・破損する恐れのある容器は、受け皿、吸収材等を設ける
・濃度の高い液体RIは・容器に吸着されやすい・有機物などが放射線分解しやすいため、可能な範囲で濃度を低くして保管することが望ましい
・有機物は特に分解しやすいため、スカベンジャー（遊離基捕獲剤）を加えたり、低温で保管するなどする必要がある。

18

RIの廃棄・固体、液体の廃棄物: 保管廃棄室で保管廃棄を行い、日本アイソトープ協会に引き渡す→ 可燃、難燃、不燃、非圧縮不燃、動物、有機液体、無機液体、焼却型/通常型フィルターなどの区分がある。
Sr-90,Tc-99など核種によっては分類が異なる。
液シン廃液以外の有機液体（オイルなど）、α核種などは受入れてもらえない。
・気体、ごく薄い液体: 排気、排水設備から濃度限度以下であることを確認の上廃棄・密封線源: 下限値以下の小線源や表示付認証機器などについても製造元もしくは販売業者に引き渡す。

24

管理区域からの物品の持出し
・管理区域に持ち込んだ物品は、非密封のRIを取り扱わないエリアでしか使用していないなど、明らかに汚染していない場合を除いて、適切な方法でサーベイを行い、汚染がないことを確認する必要がある。
・管理区域→管理区域の移動など、一時的な持出しに対しては、4Bq/cm2（α核種は0.4Bq/cm2）以下という基準がある。
・しかし、持ち出して管理区域外で使用したり廃棄したりする
場合は、「有意な汚染がないこと」を確認する必要がある・「有意な汚染がないこと」の確認は難しく、十分高い精度を持つ測定方法で、統計的にバックグラウンドの変動の範囲内に入っていることを確認する必要がある。また、表面だけでなく、機器内部についても確認が必要。
・不必要な物品は持ち込まないことが重要
25

密封RIの安全取扱・管理
密封線源とは・正常な使用状態では、開封または破壊される恐れがない
・密封された放射性同位元素が漏えい、浸透等により逸散して汚染する恐れがない線源であるが、α線源や低エネルギーのβ線源などは、容器に密封するとα線を取り出せないため、極薄い金属箔で覆ったり、表面に電着してあるだけであり、取扱を誤ると放射性同位元素が漏出する恐れがあるため注意する。

14

様々な密封線源

放射線発生装置の安全取扱・管理
放射線発生装置
・核反応による中性子の発生
・制動放射エックス線の発生→光核反応による中性子の発生→ 放射性同位元素（放射化物）が発生する
照射ターゲットだけでなく、照射室の空気や冷却水も放射化する

加速器放射化物の取扱（2012年4月1日改正法の施行）
管理、保管、運搬、使用、廃棄について、密封・非密封RIに準じた取扱が求められる（核子あたり2.5MeV未満のイオン加速器、6MeV以下の電子加速器は対象外）

25

・放射線、放射能の利用・放射線防護、外部被ばく
・内部被ばく・管理区域と放射性同位元素等の取扱い
・放射線研究センターの施設

放射線研究センターと活動
大阪府立大学地域連携研究機構
放射線研究センター

2009
センター今昔1959年 大阪府立放射線中央研究所（大放研）発足
1962年 大放研電子ライナック設置
1990年 附属研究所発足（大阪府立大学に統合）
1995年 先端科学研究所（先端研）発足
2000年 放射線総合科学研究センター発足
2005年 大阪府立大学の法人化 産学官連携機構・放射線研究センター発足
2011年 地域連携研究機構・放射線研究センター発足
2013年 大阪府立大学工学研究科量子放射線系専攻新設（放射線研究センター教員担当）

1959

線源棟とトレーサー棟

放射線研究センターのγ線照射装置

放射線研究センターの Co-60 密封線源

放射線研究センターのγ線照射装置
日本国内における研究用ガンマ線照射施設一覧
施設
大阪府立大学
地域連携研究機構
放射線研究センター
コバルト60ガンマ線照射施設
独立行政法人
日本原子力研究開発機構
高崎量子応用研究所
コバルト60照射施設

大阪大学産業科学研究所
附属放射線実験所
コバルト６０ガンマ線照射装置
東京工業大学
放射線総合センター
コバルト照射施設
京都大学原子炉実験所
コバルト60 ガンマ線照射装置
国立研究開発法人
産業技術総合研究所
放射線標準研究グループ
γ線照射施設名古屋大学 コバルト60照射室
九州大学
加速器・ビーム応用科学センター
コバルト60ガンマ線照射装置
長崎大学
先導生命科学研究支援センターアイソトープ実験施設
ガンマ線照射装置
国立研究開発法人
農業生物資源研究放射線育種場
ガンマフィールド

線源強度 最大線量率(TBq)(Gy/h)
98100
79100
11
1,000
1,623
50,0005,000
15,00010,4535,000
15,00010,145
5,000
30
2,206
5,000
179
55

核種照射室

第1照射室
第2照射室
Co-60 第3照射室
第4照射室
照射プール
コバルト1棟 第1照射室
コバルト1棟 第2照射室
コバルト1棟 第3照射室
Co-60 コバルト2棟 第6照射室
コバルト2棟 第7照射室
食品棟 第1照射室
食品棟 第2照射室
A照射室(6m2 )、B照射室
2Co-60 (10m )および貯蔵兼照射用プール。線量率は距離1mでの値。

45

144

194

6,704

Co-60

140

12,271

Co-60 照射室は30 m 程度1室

121

（公開情報無）大γ線源照射室とCo-60 小γ線源照射室（Co-6034（公開情報無）185GBq以下３個、Cs-137
Cs-137 222GBq以下３個）

34

日本国内の研究用照射施設としては最高の線量率を得ることが出来る。
原研高崎に次いで西日本最大で、大学としては群を抜いた最大の照射施設である。

12本のペンシル線源を円筒状に配置
21,937

Co-60 照射室は1つ

2,447

Co-60 照射室は1つ

148(基準日不 （公開情報無） Cs-137 照射室は1つ
明)
88
44

ガンマーフィールド(半径Co-60 100 mの円形圃場)照射塔（公開情報無）ガンマールーム（公開情報無）線源強度、線量率は公開情報を基に 2016/4/1 時点の値に補正している。
ただし、JAEA高崎の線量率は放射線利用振興協会のサイトを参照し、減衰補正していない。

円筒状にペンシル線源を配置することで均一な照射が可能

放射線研究センターの電子線加速器

放射線研究センターの電子線加速器

放射線安全管理組織と体制地域連携研究機構長（事業所長：辻理事）

放射線研究センター長（センター長：奥田教授）
事務、支援室放射線障害予防委員会

放射線取扱 （主任者：児玉教授）
主任者

放射線管理部

理事長（管理部長：谷口教授、部員、非常勤職員）

放射性同位元素・放射線発生装置
各放射線施設責任者

装置責任者
室主任
RI管理者

放射線研究センター
教員11名

放射線業務従事者（平成27年5月現在）

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地域連携研究機構の放射線障害予防規程より教育及び訓練第21条 センター長は管理区域に立ち入る者及び取扱等業務に従事する者に対し、本予防規程の周知等を図るほか、放射線障害の発生を防止するために必要な教育及び訓練を実施しなければならない。
2 前項の規定による教育及び訓練は次の各号の定めるところによる。
(1) 実施時期は次のとおりとする。
イ 初めて管理区域に立ち入る前及び取扱等業務に従事する前
口 管理区域に立ち入った後又は取扱等業務の開始後にあっては１年を超えない期
間ごと(2) 前号イについては次に掲げる項目及び時間数を又口については次に掲げる項目について実施すること。
イ 放射線の人体に与える影響
30分間以上口 放射性同位元素の安全取扱
4時間以上
ハ 放射線障害防止に関する法令
１時間以上
二 放射線障害予防規程
30分間以上ホ その他放射線障害防止に関して必要な事項

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予防規定の遵守• 前条の規定により指定された業務従事者は、本規程に定める事項を遵守して放射線業務を行わなければならない。
• センター長は管理区域に立ち入る者及び取扱等業務に従事する者に対し、本予防規程の周知等を図るほか、放射線障害の発生を防止するために必要な教育及び訓練を実施しなければならない。

実験を行う為には各施設で定められた規則・手順を守る
各施設の担当者の指示に従う（わからない点は質問する）
周りの作業状況に注意を払う

密封放射線同位元素
・放射線発生装置

非密封放射性同位元素訓練を受けた専門の運転者であることが多い

実験者自身が取り扱うことが多い

誤って被ばくした場合の 短時間でも大線量被ば線量くになる場合がある

短時間では大線量被ばくになる場合は少ない

取り扱う者

線源棟の入退室法
管理棟管理区域内に入るときは線源棟入棟簿に必要事項を記入すること。
線源棟管理区域内に入室する場合、管理区域入り口で、管理区域内専用スリッパに履き替えること。
線源棟管理区域内での行動は加速器担当者およびコバルト照射担当者の指示に従うこと。
管理区域内での飲食および喫煙は禁じられている。
管理区域内から退出する場合、線源棟入棟簿に退出時間を記帳すること。

線源棟への入退室

注意事項

・鉛筆などで記入せず、ボールペンなどの消えない筆記具で記入すること。
・氏名は、フルネームで記入すること
・所属はどこの誰だか分かるように記入する

1. 入棟者名簿に必要事項を記入すること
2. 入口で所定のはきものにはきかえること
3. 照射室に立ち入る場合は室主任又は運転者の指示に従うこと
4. 照射室に立ち入る者はインターロックのセーフティキーとサーベイメーターを携行すること
5. RI及び核燃料物質を取り扱うときは定められた手続、取扱い方法によること
6. 施設内に立ち入る者は、放射線業務従事者の指示に従うこと
7. 施設内の物品、装置等に許可なくみだりに触れないこと
8. その他詳細については「使用心得」に従うこと

トレーサー棟への入退室

RI取扱いに必要な記帳項目
放射線障害防止法施行規則第二十四条より記帳項目の抜粋○受入れ・払出し
・放射性同位元素等の種類
・放射性同位元素等の数量
・受入れ・払出しの年月日
・相手方の氏名又は名称○使用・放射性同位元素等の種類
・放射性同位元素等の数量
・放射線発生装置の種類
・放射性同位元素または放射線発生装置の使用の年月日
・
〃
使用の目的
・
〃
使用の方法
・
〃
使用の場所
・
〃
使用に従事する者の氏名（数量確認者も含む）○保管
貯蔵施設における・保管にかかる放射性同位元素の種類
・保管にかかる放射性同位元素の数量・放射性同位元素の保管の期間
・放射性同位元素の保管の方法
・放射性同位元素の保管の場所
・放射性同位元素の保管に従事する者の氏名○運搬
事業所の外における・放射性同位元素等の運搬の年月日
・放射性同位元素等の運搬の方法
・放射性同位元素等の運搬の 荷受け人又は荷送人の 氏名又は名称・放射性同位元素等の運搬に 従事する者の氏名又は名称 又は運搬の委託先の氏名又は名称○廃棄・放射性同位元素等の種類
・放射性同位元素等の数量
・廃棄の年月日
・廃棄の方法
・廃棄の場所・廃棄に従事する者の氏名○その他
・放射線施設の点検の実施年月日
・放射線施設の点検の結果・放射線施設の点検の結果に伴う措置の内容
・放射線施設の点検を行った者の氏名
・放射線施設に立ち入る者に対する教育及び訓練の実施年月日
・放射線施設に立ち入る者に対する教育及び訓練の項目
・放射線施設に立ち入る者に対する教育及び訓練を受けた者の氏名

一日使用量記録簿
使用した年月日、試料のRI登録番号、化合物名、使用数量、使用者名、使用室名を使用するごとに記帳する。
→ 核種ごとに一日、3月、年間の最大使用数量が決められており、使用数量を確認する必要がある。
なお、固体試料などを使って再び戻した場合でも「使用」であり、使用量を記録すること。

使用・保管・廃棄記録簿
貯蔵庫から RI を出し、使用又は減衰により数量が変化し、廃棄物として保管廃棄した量がどうなったのかという、RI の流れが分かるように、使用するごとに記録を行う。

緊急時の対応
線源棟には、様々な種類の警報装置が設置されている。それらが警報を発している場合は、すみやかに避難し、もよりの職員に連絡してください。
注）本当に重大な事故の場合は、これらの警報装置が一斉に作動する。この場合は、とにかく逃げること！