日本保健物理学会シンポジウム
放射線防護標準化委員会―ガイドライン紹介―
福島第一原子力発電所事故復旧時の放射線管理の課題～水晶体被ばく・生物影響の観点から～

Japan Health Physics Society

日時：

平成 28 年 11 月 28 日（月） 10：00～15：30

場

所：

東京大学 本郷キャンパス 工学部 2 号館 212 講義室

主催： 一般社団法人日本保健物理学会

共催：

一般社団法人日本放射線安全管理学会

協

賛：

一般社団法人日本放射線影響学会
公益社団法人日本放射線技術学会
日本白内障学会、水晶体研究会

プログラム
放射線防護標準化委員会―ガイドライン紹介―
福島第一原子力発電所事故復旧時の放射線管理の課題 ～水晶体被ばく・生物影響の観点から～○ 日時：2016 年 11 月 28 日（月） 10：00～15：30○ 場所：東京大学 工学部 2 号館 212 講義室
http://www.u-tokyo.ac.jp/campusmap/cam01_04_03_j.html○ 趣旨：
日本保健物理学会の常設委員会である放射線標準化委員会と、学会に設置した専門研究会“水晶体の線量限度に関する専門研究会”のシンポジウムを開催いたします。午前中は、放射線防護
標準化委員会から、ガイドライン「女性放射線業務従事者の妊娠期間中の線量管理方法（案）」及
び現存被ばく状況における廃棄物管理に関する作業会での検討状況について紹介した上で、それぞれの課題について参加者と検討するシンポジウムを開催します。午後は、2015 年度から活動している“水晶体の線量限度に関する専門研究会”の活動の一環として、福島第一原子力発電所事
故復旧時の放射線管理に関して、水晶体被ばく・生物影響の観点から課題を抽出し検討するシンポジウムを開催いたします。ご興味のある方は奮ってご参加ください。
○ プログラム【第一部】放射線防護標準化委員会―ガイドライン紹介―
10:00-10:10

開会挨拶

吉田 浩子（東北大：企画委員長）
座

長 山本 英明（原子力機構）

10:10-10:30
ガイドライン「女性放射線業務従事者の妊娠期間中の線量管理方法（案）」について服部 隆利（電中研）
10:30-10:45
質疑応答
10:45-11:10
現存被ばく状況における廃棄物管理に関する放射線防護の課題
大越 実（原子力機構）
11:10-12:00
質疑応答
12:00-13:30（休憩）1【第二部】福島第一原子力発電所事故復旧時の放射線管理の課題～水晶体被ばく・生物影響の観点から～
座長

赤羽 恵一（量研機構）

13:30-14:25
福島第一原子力発電所事故復旧作業における放射線管理の現状
林田 敏幸（東京電力）
福島第一原子力発電所における緊急作業従事者の水晶体混濁発症調査について
佐々木 洋（金沢医大）
14:25-14:45（休憩）14:45-15:25
総合討論：今後の廃炉作業等に向けて 水晶体被ばくの管理の観点からの課題
パネリスト：佐々木 洋（金沢医大）
立崎 英夫（量研機構）

林田 敏幸（東京電力）、
浜田 信行（電中研）

今後の廃炉における放射線防護林田 敏幸（東京電力）

廃炉における線量管理の課題

立崎 英夫（量研機構）

最近の生物影響及び疫学研究の観点から 浜田 信行（電中研）
さいごに
15:25-15:30

赤羽 恵一（量研機構）
閉会挨拶

伊知地 猛（電中研：企画委員）2

【第一部】放射線防護標準化委員会―ガイドライン紹介―

座長：山本 英明（原子力機構）

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ガイドライン「女性放射線業務従事者の妊娠期間中の線量管理方法（案）」について

服部隆利（電中研）4

ガイドライン「女性放射線業務従事者の妊娠期間中の線量管理方法（案）」について

電力中央研究所 放射線安全研究センター

服部 隆利
日本保健物理学会シンポジウム
東京大学工学部２号館２１２講義室
2016年11月28日
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背 景
 2011年1月：放射線審議会基本部会｢国際放射線防護委員会（ICRP）2007年勧告(Publ.103)の国内制度等取入れについて（第二次中間報告）｣① 放射線作業従事者の内部被ばくレベル(記録レベル、調査レベル)に係る対応方法② 放射線業務従事者の特殊健康診断の要否判定方法③ 女性作業者の妊娠期間中の線量の管理方法

 ①医療又は放射線防護に精通する関連学会等の関係機関により運用方法の検討や参考値の提示が行われることが適切であり、②学会等のガイドラインに基づき、判断できる仕組みを構築し、③放射線防護に精通する関係省庁と関連学会
等の関係機関により共同で検討が行われることが望まれて
いる。
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放射線防護標準化委員会の対応
2011年1月：放射線審議会基本部会の第二次中間報
告の要望
ICRPなどの国際標準の考え方を参照とすること
2012年5月30日：放射線作業従事者を対象とした３つの課題について、放射線防護の考え方を具体的に示すガイドライン等を策定する作業会の準備会を立上げ⇒「職業人と公衆の安全・ICRP2007年勧告国内取入対応作業会」

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作業会の構成メンバー(2015.11～)
主査：服部隆利（電中研）○
幹事：岩井 敏（原子力安全推進協会）○
委員：阿南 徹（原安技セ）
下尾崎寛子(原電)高田千恵（JAEA）
中村年孝（関電）
森 延秀（新金属協会）
山本英明（JAEA）○
木内伸幸（JAEA）（○：放射線防護標準化委員会委員）
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目 標
以下の3項目について、放射線防護の責任者または必要に応じて産業医等が、具体的に対応方法を判断できるガイドライン（本文、解説、例題Q&A)を作成する。
① 放射線作業従事者の内部被ばく線量管理方法‐記録レベ
ル、調査レベル等‐② 放射線業務従事者の特殊健康診断の要否判定方法③ 女性放射線作業従事者の妊娠期間中の線量の管理方法

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策定までの経緯① 2012年11月26日 作業会発足② 2012年12月25日 第1回作業会 内部被ばく③ 2013年3月19日 第2回作業会 内部被ばく④ 2013年5月10日 第3回作業会 内部被ばく・健康診断⑤ 2013年7月18日 第4回作業会 内部被ばく・健康診断
ガイドライン案「内部被ばくの線量管理方法」の策定終了、10月7日：専門部会で承認、11月6日～12月6日：公衆審査、
2014年3月28日：標準化委員会で制定⑥ 2013年10月29日 第5回作業会
ガイドライン案「放射線作業従事者に対する健康診断のあり方」の作成2016

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策定までの経緯⑦ 2013年12月13日 日本産業衛生学会 放射線・原子力保健研究会の協力を得て、産業医の先生方と意見交換⑧ 2013年12月20日 第6回作業会 最終修正
⑨ 2014年2月26日 専門部会で承認⑩ 2014年4月8日～5月8日：公衆審査⑪ 2014年9月25日：標準化委員会でガイドライン「放射線作業従事者に対する健康診断のあり方」制定⑫ 2015年11月26日 第7回作業会 ガイドライン案「女性放射線業務従事者の妊娠期間中の線量管理方法」の検討開始⑬ 2016年2月9日 第8回作業会⑭ 2016年4月13日 第9回作業会 作業会案完成⑮ 2016年6月6日 専門部会で審議⑯ 2016年7月29日 第10回作業会 専門部会指摘への対応
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妊娠期間中の線量管理方法＜作業会での主な論点＞
 妊娠と申告の時期のズレ
 内部被ばくに対する記録レベルの必要性
 教育のあり方（教育対象、教育方法）
 作業見直しの責任者の考え方（産業医の関与等）

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胚／胎児に対する管理方策の考え方
ICRPの考え方を踏まえ、女性の放射線業務従事者が妊娠の事実を事業者に申告した後、出産までの期間
中の母体の実効線量が１mSvを超えることが無いように管理するための判断規準として、
 申告制度の構築
 教育
 作業条件の見直し
 追加的な線量管理の観点から線量管理方法を示すこととした。
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標準本文

解説に
各項目について
実施内容を記載

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解説の構成1. ガイドラインの背景
2. 胚／胎児に対する線量の管理方策について（１） ICRP の考え方
（２） 胚／胎児に対する線量の管理方策の考え方

3. 女性の放射線業務従事者の妊娠期間中の線量
管理方法（１）妊娠の事実を申告する制度の構築（２）女性の放射線業務従事者への教育（３）放射線下作業条件の見直し（４）追加的な線量管理

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1. ガイドラインの背景（1）
放射線審議会基本部会では、「国際放射線防護委員会（ICRP）2007年勧告（Publication 103）の国内制度等への取入れについて－第二次中間報告－（平成23年1月）」（以下、「基本部会中間報告」）において、妊娠の事実を事業者に申告した後の、妊娠期間中の胚／胎児への追加の線量管理の方策について、以下の通り提言されている。
（5‐c）妊娠の事実を事業者に申告した後の、妊娠期間中の胚／胎児への追加の線量管理の管理方策について
女性の放射線業務従事者が妊娠の事実を事業者に申告してから出産までの期間における、胚／胎児の線量が１mSvを超えないことを確実にするための追加の線量管理の方策については、放射線防護に精通する関係省庁と関係学会等の関係機関により共同で検討が行われることが適切である。

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1. ガイドラインの背景（2）（以下、解説より抜粋）
ICRPは、1990年勧告において、妊娠した女性が妊娠に気づいてから出産までの期間中の補助的な等価線量として女性の腹部表面で2mSv、放射性核種の摂取について年摂取限度（ALI）の1/20を推奨している。
また、ICRPは、1990年勧告以降に公表した勧告であるICRP Pub. 73の（76）で、妊娠した女性の受胎産物への厳密な線量限度の適用に実務上の問題があることを認識し、妊娠初期については、職業人の通常の防護で十分であるとした。この他に、妊娠の事実が雇用主に申告されてから出産までの間、胚／胎児に対する放射線防護のための追加の等価線量として、一般公衆の線量限度と同等の1mSvを超えないようにすべきとの見解を示した。この考え方は、2007年勧告においても継続されている。
我が国では、既に、胚／胎児を防護対象とした管理方策についての規制として、1990年勧告で示された内容を踏まえ、妊娠した女性の放射線業務従事者が事業者にその事実を申告してから出産までの期間中に用いられる等価線量及び放射性核種の摂取量の限度が規定されてきた。しかしながら、上述のとおり胚／胎児の管理の考え方は進展してきている。これを踏まえ、今後、妊娠した女性の放射線業務従事者に対する上述の限度の規制から、胚／胎児に対する追加線量1mSvという限度の規制に変更する際には、胚／胎児に対する1mSvの追加線量を遵守するための管理方策を注意深く検討する必要があると考える。このような胚／胎児に対する管理方策は、ICRPが提供する情報を参考に、放射線防護に精通する関係省庁や学会等の関係機関により共同で検討されることが適切である。
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2.胚／胎児に対する線量の管理方策について（１）ICRP の考え方
・ ICRP Publ.73
Paragraph 76
・ ICRP Publ.75
Paragraph 127
・ ICRP Publ.103
Paragraph 180, 186, 187, 188（２）胚／胎児に対する線量の管理方策の考え方

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胚／胎児に対する線量の管理方策の考え方
ICRP Publ. 73の考え方にあるように、妊娠期間中の線量管理の対象は胚/胎児に対する等価線量である。
外部被ばくについては、「ICRP1990年勧告（Pub．60）の国内制度等への取入れについて（意見具申）」（1998年10月）付属書AⅡにおいて、「1990年勧告では腹部の表面線量を2mSvとしているが、我が国の職業被ばくに対する線量には腹部表面に該当する線量がないので、腹部に着用した個人線量計により評価される１cm線量当量を採用し、限度として2mSvを採用することとする」とあること、また、「最近の外部被ばく評価法に関するワークショップ」報文集（1995年1月
19日～20日、東海研究所、東海村）には、母体による遮蔽はあまり期待できず、胎児が位置するであろう部位の線量は、腹部表面の線量に近いことを示す計算結果があること、を踏まえると、胚/胎児に対する等価線量は、腹部に装着した個人線量計で母体(女性の放射線業務従事者)の実効線量を評価すれば、その値と同等とみなすことができる。
また、内部被ばくについては、ICRP Publ. 103の考え方にあるように、母体の放射性物質の摂取による胚／胎児の等価線量は母体の実効線量と同等か少ないとされている。
以上のことから、管理を安全側に且つ容易に実施するためには、母体の実効線量を管理対象とするのが適当である。このため、本ガイドラインでは、ICRPの考え方を踏まえて、女性の放射線業務従事者が妊娠の事実を事業者に申告した後、出産までの期間中の母体の実効線量が１mSvを超えることが無いように管理するための判断規準として、申告制度の構築、教育、作業条件の見直し及び追加的な線量管理の観点から線量管理方法を示すこととした。
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3.女性の放射線業務従事者の妊娠期間中の線量管理方法（1）以下の管理方法を実施することにより、女性の放射線業務従事者が妊娠の事実を事業者に申告した後、出産までの期間中の母体の実効線量が１
mSvを超えないことを確実にする。
（１）妊娠の事実を申告する制度の構築
事業者は、妊娠と診断された女性の取るべき措置及び直ちに事業者にその事実を申告するための手続きについて予め社内規定等に手順を定めること等により、妊娠の事実を円滑に申告することができる制度を構
築する。

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3.女性の放射線業務従事者の妊娠期間中の線量管理方法（2）（２）女性の放射線業務従事者への教育事業者は、妊娠の可能性がある女性の放射線業務従事者に対して、就業前及び1年に1回程度の頻度で、以下の項目を含む特別な教育を実施する。また、この教育を実施するにあたっては、円滑な申告が行われるような職場環境を作ることを目的に、職場の上司（管理職）が教育内容を熟知するための啓発活動を職場の上司に対して実施する。
・妊娠の申告の重要性
・女性の線量限度に関すること（胚／胎児に対する線量の制限に関することを含む）
・各事業所における妊娠の申告制度
・胚／胎児に対する放射線の影響

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3.女性の放射線業務従事者の妊娠期間中の線量管理方法（3）（３）放射線下作業条件の見直し
事業者は、妊娠の事実を事業者に申告した後の当該放射線業務従事者の放射線下作業は、過剰な被ばくを防止するために、高い偶発的な線量および摂取の可能性が大きくないような作業に就かせる、定常的かつ画一化されたものに制限する等、必要に応じて作業内容の見直しを行う。
作業内容の見直しを行う場合には、必要に応じて、女性の放射線業務従事者の作業における防護の最適化のため、作業環境や作業方法に起因する特有の要素や要因の定量化のための作業モニタリングを行う。
但し、上記の対応は、妊娠中の女性の放射線業務従事者が放射線又は放射性物質を取り扱う作業を完全に避ける必要があるとか、また事業者が当該女性に対し、管理区域に入るか又は管理区域内で作業を行うことを禁止するというものではない。

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3.女性の放射線業務従事者の妊娠期間中の線量管理方法（4）（４）追加的な線量管理①補助的な管理基準の設定
事業者は、妊娠した女性の放射線業務従事者に対して胚／胎児の過剰な被ばくを防止するために補助的な管理基準を設けることができる。
a. 外部被ばく管理における補助的な管理基準の設定
補助的な管理基準は、妊娠の申告から出産までの管理を確実なものにするために設定するものであり、放射線作業場への立入毎線量の管理及び累積線量の管理等に使用することが望ましい。
暫定用の線量計（警報付個人線量計、日毎管理）と評価用線量計の測定誤差等を考慮し、以下のとおり補助的な管理基準を使用する方法が考えられる。
【補助的な管理基準の設定方法（例）】・申告から出産までの妊娠期間中の補助的な管理基準：＝1mSv(守るべき線量(実効線量))×90%以下(安全係数)
妊娠期間中の外部被ばくによる補助的な管理基準を、守るべき線量(実効線量)を基に設定し管理する。また、内部被ばくのおそれがある場合は、補助的な管理基準を更に保守的に設定する。
・立入毎の補助的な管理基準の設定：環境線量及び作業時間を考慮して、妊娠期間中の補助的な管理基準以下で設定する。

b. 内部被ばく管理における補助的な管理基準の設定
内部被ばく管理における補助的な管理基準は単独では設定しない。すなわち、妊娠中の女性の放射線業務従事者が放射性物質を取扱う作業を行う場合には、作業環境等から予測される内部被
ばくによる実効線量を事前に評価して外部被ばくによる実効線量との合算値を把握し、外部被ばく管理における補助的な管理基準をさらに保守的に設定することで対応する。
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3.女性の放射線業務従事者の妊娠期間中の線量管理方法（5）（４）追加的な線量管理②被ばく線量の測定
a. 外部被ばく線量・ 警報付個人線量計等の活用により、管理区域への立入毎に線量管理を行う等、きめ細かな管理に努める。
・ ガラスバッジ等の個人線量計により線量評価を行い、補助的に警報付個人線量計等を活用している場合は、定期的な測定に加え、必要に応じて臨時測定を行う。
【個人線量計による個人モニタリングの頻度（例）】➢ １回／月及び放射線業務従事者の解除時
・ 以下のような場合、臨時測定を実施する。
➢ 1mSv又は補助的な管理基準を超えるか若しくは超えるおそれがある場合

b. 内部被ばく線量
・ 放射線業務従事者の内部被ばく線量を評価することにより、放射線作業が安全に行われているかどうかを確認し、必要に応じて作業を制限する目的から、以下の頻度で定期的な測定・評価を行う。
【個人モニタリングの頻度】➢ １回／月及び放射線業務従事者の解除時
・ 以下のような場合、臨時測定を実施する。
➢ 1mSv又は補助的な管理基準を超えるか若しくは超えるおそれがある場合➢ 放射性物質を誤って体内に摂取した場合、又は摂取したおそれのある場合
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例題１
【例題１】
女性の放射線業務従事者から妊娠の事実の報告を受けた場合、放射線下作業に従事させることを中止すべきでしょうか。

【回答１】
妊娠の事実の報告があった場合でも、当該放射線業務従事者の放射線又は放射性物質を取り扱う作業を完全に避けるとか、管理区域に入るか又は管理区域内で作業を行うことを禁止する必要はありません。出産までの期間において、胚／胎児の放射線防護を目的とした作業条件の一部の見直しや追加の線量管理を行うことで、上記作業は可能となります。

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例題２
【例題２】
妊娠を申告した女性の放射線業務従事者が、線量限度を超える高線量の被ばくを受けるような緊急時対策に従事しても良いでしょうか。

【回答２】
ICRP Publ.75によれば、妊娠女性は高い偶発的な線量および摂取の可能性が大きくないよ
うな職種に就かせるべきである、とされており、またICRP Publ.103では、胚／胎児を防護する
ため、妊娠を申告した女性は高線量を含む緊急時対策に従事すべきではないことを強く勧告しており、妊娠を申告した女性は、高線量を含む緊急時対応に従事すべきではありません。
また、妊娠の可能性のある女性の放射線従事者が緊急作業に従事することについては、
IAEA GSR PART 7のAppendix IのI.4によれば、妊娠中または妊娠の可能性のあると思われる女性作業者は、胚及び胎児の子宮内形成の全期間において胎児に対する等価線量50mSv
を超える線量に至る可能性のある原子力又は放射線緊急事態への対応活動から除外される
必要がある、とされており、放射線審議会の基本部会中間報告でも、妊娠する可能性のある女
性の放射線業務従事者についても妊娠に気づいていない可能性があることから、妊娠中の放射線業務従事者と同等の扱いにすることが妥当であると考える、としており、妊娠の可能性のある女性についても、妊娠を申告した女性と同様に、高線量を含む緊急時対応に従事すべきではありません。
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例題３
【例題３】
女性の放射線業務従事者（妊娠の可能性がある女性）の線量限度は、どのようになるのでしょうか。

【回答３】
職業被ばくの管理目的のためには、男性・女性を区別する必要はないため、現行の線量限度（5年毎に区分した各期間につき100mSv。但し、1年につき50mSv）により管理することになります。また、女性の放射線業務従事者が妊娠の事実を事業者に申告してから出産までの期間については、胚／胎児に対する線量（1mSv）の管理を行う必要があります。
なお、ICRPでは、男性と女性で異なる線量限度を定めていませんが、現行法令では、女性の放射線業務従事者に対しては、3か月間で5mSv以下とすることが求められています。

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例題４
【例題４】
妊娠の事実を事業者に申告しましたが、約数ヶ月前から妊娠しており、線量の管理期間はどうなるのでしょうか。また、授乳中は含まれないのでしょうか。ICRPは、胚／
胎児の被ばくを公衆被ばくとして扱っており、妊娠を申告する前に公衆の線量限度
1mSv/年を超えるような被ばくをしても良いのでしょうか？
【回答４】
本ガイドラインは、胚／胎児の被ばくを公衆被ばくに対する線量限度以下であることを確実にするためのものではなく、女性の放射線業務従事者が妊娠の事実を事業者に申告してから出産までの期間における胚／胎児に対する線量が1mSvを超えないことを確実にするための申告後の線量管理の方法を示しています。また、線量の管理期間に授乳中は含まれておりません。
なお、現行の制度下において、適切に放射線管理が実施され計画的な範囲内に被ばくが制限されている限り、女性の放射線業務従事者も短期間のうちに年線量限度を超えるような被ばくを受ける可能性は極めて低く、さらに、本人が妊娠に気づかない間に、胚／胎児に身体的影響が発生する恐れのあるレベル（例えば、放射線審議会の基本部会中間報告において示されている、放射線感受性の高い器官形成期に胚/胎児への放射線影響が発生するおそれが生じるしきい線量（100～200mGy））に達し、また、それが著しく確率的影響を増加させるような状況に至ることは考えられません。
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例題５
【例題５】
事業者は、妊娠した女性の放射線業務従事者に対して胚／胎児の過剰な被ばくを防止するために補助的な管理基準を設けるとしていますが、具体的にどのように設定するのでしょうか。
【回答５】・累積線量の管理
その期間に守るべき限度の80～90％程度の値を、補助的な管理基準とします。妊娠の申告があった場合には、申告から出産までの期間に守るべき限度は1mSvであるため、補助的な管理基準は例えば、1 mSv × 0.9(安全係数） ＝ 0.9 mSv として出産までの期間を管理します。
また、妊娠した女性の放射線業務従事者が内部被ばくを伴う作業を行う場合には、更に内部被ばく線量を考慮した安全係数を用いて補助的な管理基準を決定します。具体的には、作業における内部被ばく線量を予測し、それを考慮したより低い値の安全係数を用いて、補助的な管理基準を設定します。

・立入毎線量の管理
妊娠した女性の放射線業務従事者が従事する作業の計画線量を設定し、実際の作業管理ではその計画線量に安全係数を掛けた値を個人線量計の警報値として設定することにより管理します。この警報設定値が立入毎の補助的な管理基準となります。なお、上記計
画線量は、累積線量における補助的な管理基準より低い値で設定します。
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例題６
【例題６】
胎児の被ばく線量は、どのように評価するのでしょうか。

【回答６】
外部被ばくによる胎児の被ばく線量は、腹部に装着した個人線量計で実効線量を評価すれば、母体(女性の放射線業務従事者)の実効線量の値と同等とみなすことができます。一方、内部被ばくによる胎児の被ばく線量ついては、ICRP Publ.88によれば、妊娠期間中又は妊娠前に母親が放射性核種を摂取することにより、胎児が受ける線量を評価するため、以下の線源から胎児が受ける線量は子宮壁と同程度と仮定し、母体が核種を１Bq摂取(吸入、経口)したときに胎児が受ける線量(Sv/Bq)を示す線量係数が与えられていますので、母体の摂取量から評価することができます。
（胎児に対する線源）
・ 胎盤を通じて胎児に移行する核種(胎児の内部被ばくに係る線源)
・ 母体の組織に沈着した核種(胎児の外部被ばくに係る線源)

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例題７
【例題７】
妊娠中の女性の放射線業務従事者が受けた線量が1mSvを超過した場合、どのような措置を講じれば良いでしょうか。

【回答７】
放射線審議会の第二次中間報告において、胚/胎児への放射線影響(確定的影響)が発生するおそれが生じるしきい線量は、放射線感受性の高い器官形成期において、100～200mGyとされており、また約10mGyの胎児線量での小児ガン発生率は極めて小さいとされていることから、妊娠中の女性の放射線業務従事者が1mSvを超過した場合でも問題になることはありません。しかしながら、同従事者が1mSvを超過した事実を認識した場合には、受胎産物の防護の観点からこれ以上の被ばくを許容すべきではなく、被ばくを防止するために定常的かつ画一化された作業に制限すべきと考えます。

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例題８
【例題８】
妊娠を申告した女性の放射線業務従事者の内部被ばくによる預託実効線量の記録レベルは、一般の放射線業務従事者の記録レベル（1～2mSv）と同じで良いので
しょうか？
【回答８】
ICRP Publ. 75によれば、個人モニタリングの記録レベルは、モニタリング期間と、1mSvを下回らない年実効線量、又は関連する線量限度の約10％の年等価線量から導かれるべきである、とされており、内部被ばくによる預託実効線量の記録レベル
は、モニタリング期間毎に設定されることから、モニタリング期間よりも妊娠の申告から出産までの期間の方が長いことを考慮に入れると、その期間の違いに応じて、一般の放射線業務従事者の記録レベル（1～2mSv）よりも低い記録レベルを設定することが望ましいと考えられます。

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例題９
【例題９】
このガイドラインの判断規準を用いて、申告から出産までの期間における胚/胎児に対する等価線量が１mSvを超えないと判断する主体は誰なのでしょうか？

【回答９】
本ガイドラインは、判断する主体としては、妊娠の可能性のある女性の放射線業務
従事者の線量管理に責任を有する者（事業主、放射線取扱主任者等）を想定して作成しています。また、妊娠期間中にご自身が受けた線量を理解するための一助として本ガイドラインを活用して頂くため、女性の放射線業務従事者についても判断する
主体として想定しています。

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参 考

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2.（１） ICRP の考え方（1）ICRP Publ.73 Paragraph 76
・妊娠作業者の作業条件は、妊娠の申告後において、妊娠の残りの期間中の受胎産物の追加の等価線量が約1mSvを超えることがないようにすべきである、と勧告する。この勧告の解釈において、妊娠女性に対して不必要な差
別を生じないことが重要である

ICRP Publ.75 Paragraph 127
・受胎産物に対する線量の制限は、妊娠女性が放射線または放射性物質を扱う作業を完全に避けたり、あるいは指定区域への立ち入りやその中での作業を妨げたりする必要があることを意味するものではない。そうではなくて、妊娠女性の被ばく条件は雇用主により注意深く観察されるべきである、という意味合いである。とくに、彼女らは高い偶発的な線量および摂取の可能性が大きくないような職種に就かせるべきである。

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2.（１） ICRP の考え方（2）ICRP Publ.103 Paragraph 180
・妊娠している作業者の胚と胎児の被ばくは公衆被ばくと考えられ、規制される。

ICRP Publ.103 Paragraph 186
・もし女性作業者が妊娠を申告した（すなわち彼女の雇用主に届け出た）ならば、胚／胎児を防護するために追加の管理を考慮しなければならない。妊娠中の女性に対する作業場での防護の方法は、胚／胎児に対して、公衆の構成員に提供されているものとほぼ同様のレベルの防護を提供すべきである、というのが委員会の方針である。委員会により勧告された防護体系の下では、その母親が妊娠を申告する前に被ばくした場合にも、この方針は適切に適用されるであろうと委員会は考える。いったん雇用主が妊娠の届け出を受ければ、胚／胎児への追加の防護が考慮されるべきである。妊娠の申告の後、妊娠作業者の作業条件は、例えば妊娠の残りの期間中の胚／胎児の追加線量がおよそ1mSvを超えないことを確実にするようにすべきであ
る。

2016

20

32

2.（１） ICRP の考え方（3）ICRP Publ.103 Paragraph 187
・胚／胎児への線量の制限は、妊娠中の女性が放射線又は放射性物質を取り扱う作業を完全に避ける必要があるとか、また彼女らが指定放射線区域に入るか又はその中で作業するのを防止しなければならないという意味ではない（184項参照）。しかし、
この制限は，雇用主が妊娠女性の被ばく条件を注意深く調べるべきであることを意味している。特に、必要であれば、妊娠期間中、不慮の線量及び放射性核種の取込みの確率が極めて小さくなるように作業条件を変えるべきである。妊娠作業者の被ばく管理についての具体的な勧告は、Publication 84と88（ICRP, 2000a, 2001a）に記されている。委員会はまたPublication 95（ICRP, 2004c）に、母乳授乳中の母親の放射能摂取における子供の線量について計算を可能にする情報も公表している。委員会は胚／胎児又は乳児を防護するため、妊娠を申告した又は授乳中であることを申告した女性は高線量を含む緊急時対策に従事すべきではないことを強く勧告する（ICRP,2005a）

2016

33

2.（１） ICRP の考え方（4）ICRP Publ.103 Paragraph 188
・Publication 88(ICRP,2001a)に、委員会は、妊娠前又は妊娠中における母親の放射性物質の摂取による胚、胎児及び新生児の線量係数を示した。一般に、胚、胎児、及び新生児の線量は、標準女性と同等か若しくはそれより少ない。Publication 95（ICRP,
2004c）に委員会は、母乳中の放射性核種の摂取による、授乳中の乳児の放射線量に関する情報を示した。考察されたほとんどの放射性核種について、経口摂取された母乳中の放射性核種による乳児の線量は標準女性の線量に比べて小さいと推定
される。

2016

21

34

現存被ばく状況における廃棄物管理に関する
放射線防護の課題

大越実（原子力機構）22

現存被ばく状況における廃棄物管理に関する放射線防護の課題「現存被ばく状況における廃棄物の管理に関する防護のガイドライン」の策定検討について

日本保健物理学会シンポジウム
放射線防護標準化委員会―ガイドライン紹介―
2016年11月28日
放射線防護標準化委員会
放射性廃棄物作業会

背 景
 既に線源が存在する「現存被ばく状況」で、放射性物質の移動や除染などの環境修復を行うと、廃棄物*が発生
 廃棄物の管理に起因する被ばくは、“現存被ばく状況における”計画
被ばく 「計画被ばく状況」を前提とした規準を適用すると、環境修復の取り組みの障害となる可能性が懸念•

廃棄物発生量の制限、過度に大量の廃棄物の管理

 発生する廃棄物の管理までを考慮した環境修復の取り組みに適した防護の考え方を提示すべき*廃棄物: 原子力事故や放射線緊急事態のあとに発生する現存被ばく状況で受ける被ばくを低減する取り組みにおいて発生する、例
えば除染により集積した汚染土壌等も含む、現存被ばく状況の線源となっている放射性物質を含んだ廃棄物
231

放射線防護標準化委員会

放射性廃棄物作業会 : 放射性廃棄物の管理に係る放射線防護の安全規準・ガイドラインを検討

2

安全規準／ガイドライン制定への取組
 安全規準（2009年3月制定）– 現存する被ばく状況に関する防護の安全規準
 ガイドライン・標準（2009年3月～順次制定）– ラドンに関する防護のガイドライン（2009年3月制定）– NORM等に対する防護のガイドライン（2009年3月制定）– 航空機被ばくに関する防護のガイドライン（2009年3月制定）– 表面汚染測定を用いたクリアランスの判断方法（2011年1月
制定）– 現存被ばく状況における汚染した物の搬出のためのガイド
ライン（2016年6月制定）– 現存被ばく状況における廃棄物の管理に関する防護のガイ
ドライン（放射性廃棄物作業会で検討中）
– …
3
24

「現存被ばく状況における廃棄物の管理に関する防護のガイドライン」の検討状況
 準備会①～③（2011年12月～）／作業会①～⑨（2012年4月～）
 福島事故の影響を考慮し、現存被ばく状況における放射性廃棄物の管理に係る放射線防護のガイドライン策定を開始
 第46回研究発表会標準化セッションにおける進捗紹介(2013年6月)、
専門部会における中間とりまとめ案の審議(2016年2月)、
第49回研究発表会標準化セッションにおける進捗紹介(2016年7月)
作業会メンバー(2016.7.1現在、下記8名+常時参加者)
主査 : ⼤越実(JAEA)○、 副主査 : ⽊村英雄(JAEA)○、
幹事 : 杉⼭⼤輔(CRIEPI)
委員 : ⼭本英明(JAEA)○ 、⽴川博⼀(NSRA)、飯本武志(東⼤)○、河⽥陽介(MMC)、荻野晴之(CRIEPI)(○ : 放射線防護標準化委員会委員)

4

ガイドラインの策定に向けて
構成① ガイドライン本体② 解説③ 例題（Q&A形式）
策定の方針 トップダウン・ボトムアップアプローチを併用したガイドライン①防護の論理でどうあるべきか[トップダウンアプ
ローチ]②廃棄物管理の現場における具体的適用に役立つ
例題を提示[ボトムアップアプローチ]
525論点(1) : トップダウンアプローチ
 現存被ばく状況の特徴を考慮 キーワード : 線源の存在、段階的管理、参考レベル、
一般介入免除レベル、
ステークホルダ関与、など
 複数の選択肢を示すことが重要
 解は一つではなく、各ケース個別の状況に応じて、ス
テークホルダがある範囲から目標を選定できる枠組み
 規制当局が関与した「現存被ばく状況」の指定
 参考レベルを適用した段階的管理を適用するための条
件
6

基本的考え方(1) : 現存被ばく状況の認識と正当化・最適化
 「常態」への復帰に向けた環境修復がはかられる← 「住民および社会のいずれも被災した地域に居住し続けることに便益を見出すであろう(ICRP Publ. 111, 48項)」

 現存被ばく状況に該当するか否かを判断する際には、年間個人
線量の広い空間的分布と、事故や事象による放射性残渣の存在を考慮することが重要← 「放射線防護対策を正当化するか、あるいは少なくともそれを考えるほど高い
被ばくを生じるかもしれない多くのタイプの現存被ばく状況がある。(中略) 事
故や放射線事象によって汚染された土地からのような、現存の人為的被ばく状況に関して放射線防護の決定を行う必要もあるかもしれない。 (中略) どのような構成要素が管理になじまないかの決定は，線源又は被ばくの制御可能性ばかりでなく，経済的・社会的・文化的な一般的事情にも依存する，規制当局の判断が必要(中略) (ICRP Publ. 103, 284項)」「防護の最適化原則の履行は線源関連のプロセス(ICRP Publ. 111, 32項) 」「防護戦略は，国家計画整備の一環として当局によって準備されなければな
らない(ICRP Publ. 111, 34項) 」
26

7

基本的考え方(1) : 現存被ばく状況の認識と正当化・最適化
 本ガイドラインは、原子力事故や放射線緊急事態のあとに発生す
る現存被ばく状況に適用(住居内又は作業場内のラドン、自然起源の放射性物質（NORM）、防護体系内で行われなかった作業からの放出物に由来する環境中の放射性残渣によって発生する現存被ばく状況に関しては、別途ガイドラインを定める)
 放射性残渣の移動や除染などによって低減できる現存年線量が、廃棄物の管理に伴う被ばくを考慮しても十分な便益となると判断される場合に、廃棄物の管理を含めた環境修復活動の全体が正当化されうる 環境修復の取り組みにおける放射線防護方策は、放射性残渣の移動や除染によって進む現存線量の低減と関連する経済的あるいは社会的要素を考慮に入れ、そこで発生する廃棄物の管理に起因する被ばくのバランスを注意深く評価した結果として、最適化すべき 周辺の現存年線量が平常時のレベル程度であり被ばく低減対策が正当化されない場合に除染を実施するという選択を行う場合にも、放射線防護方策の最適化を考慮すべき
8

基本的考え方(2) : 現存被ばく状況における廃棄物の管理
 現存被ばく状況における、汚染の除去などによる環境修復
計画の一環として、状況に応じた防護方策が必要
 計画被ばく状況で発生する廃棄物の管理とは状況が異なる← 「正当化： (中略)現存被ばく状況において(中略)その救済措置の導入や継続によって個人及び社会にもたらされる便益が，その費用及びその措置に起因する何らかの害又は損傷を上回るかどうかを決定するプロセス。 (ICRP Publ.
103, 用語解説)」「汚染地域内に居住する人々の防護の最適化のための参考レベルは、 (中略) 1-20 mSvのバンドの下方部分から選択すべき (ICRP Publ. 111, 50項) 」「ある状況において長期被ばくの重要な要因となるある種の建材のような、介入を受け入れる主な種類の商品からの予測される個人年線量に対しては、およそ1 mSvの一般介入免除レベルを勧告する。 (ICRP Publ. 82, 126項)」「介入戦略が最適化されたという理由で、事故による被影響地域の年線量が受け入れられるならば、(中略) 被影響地域の外の状況もまた受け入れることができるだろう。 (ICRP Publ. 82, 130項) 」

927

基本的考え方(3) : 段階的な参考レベルの適用
 廃棄物の管理の参考レベルは、周辺の現存年線量の参考
レベル以下の値から、実行可能な範囲で段階的に廃棄物の管理の参考レベルの値を選定
 年間1～10 mSv以下の線量レベルをめやすとする← 「現存する被ばく状況に関する防護の安全規準」でこれ以下では介入が正当化されそうにない一般参考レベルとして示された線量規準「現存年線量 10
mSv」を参照「汚染地域内に居住する人々の防護の最適化のための参考レベルは、 (中略) 1-20 mSvのバンドの下方部分から選択すべき (ICRP Publ. 111, 50項) 」

10

基本的考え方(4) : 一般介入免除レベルの適用
 廃棄物の埋設地や処分施設の閉鎖の線量規準は、一般介入免除レベルと同等とする
 年実効線量 1 mSv以下となることで、被ばく低減対策としての“介入”はもはや不要← “介入”という概念は、被ばくを低減する防護“対策”を指すものとして、現存被ばく状況においても使用 (ICRP Publ. 103, 50項)
「汚染地域内に居住する人々の防護の最適化のための参考レベルは、 (中略) 1-20 mSvのバンドの下方部分から選択すべき (ICRP Publ. 111, 50項) 」「ある状況において長期被ばくの重要な要因となるある種の建材のような、介入を受け入れる主な種類の商品からの予測される個人年線量に対しては、およそ1 mSvの一般介入免除レベルを勧告する。 (ICRP Publ. 82, 126項)」「介入戦略が最適化されたという理由で、事故による被影響地域の年線量が受け入れられるならば、(中略) 被影響地域の外の状況もまた受け入れることができるだろう。 (ICRP Publ. 82, 130項) 」

1128参考レベル適用の考え方
 廃棄物の管理の目標となる参考レベルを、現存する周辺年線量の低減に応じた段階的な値として選定する(参考文献) D Sugiyama and T Hattori, Radiation Protection Dosimetry, 153, 64‐73 (2013).

12

現存被ばく状況における廃棄物の管理に関する防護のガイドライン(案) 適用の範囲
このガイドラインは、現存被ばく状況*1において、その現存被ばく状況の線源となっている放射性物質が取り込まれた廃棄物(除染により集積した汚染土壌等も含む)の管理(仮置き、処分*2に至るまでの短期的・長期的な保管、処分*2)に係る、公衆の構成員に影響を及ぼす被ばくに適用する。
 線量規準廃棄物の仮置き、処分*2に至るまでの短期的・長期的な保管は、それぞれに起因する被ばく線量が以下の線量規準を満足する場合に、ステークホルダーの関与の下で実施できる。
年実効線量 1～10 mSv以下
廃棄物の処分*2は、処分後の廃棄物に起因する被ばく線量が以下の線量規準を満足する場合に、ステークホルダーの関与の下で実施できる。
年実効線量 1 mSv以下*1

原子力事故や放射線緊急事態のあとに発生する現存被ばく状況。

*2

本ガイドラインでは、廃棄物を定置した埋設処分施設や埋設地に最終的な覆土を施すことを指す。
29

13

論点(2) : ボトムアップアプローチ
 福島第一原子力発電所事故後の状況を事例とした例
題の提示によって、ガイドラインの考え方を具体化
 現行の基準(計画被ばく状況を前提)の含意• 通常の原子力利用などの活動の正味の便益を最大とする最適化において、線量限度や線量拘束値を適用
 現存被ばく状況で生じうる困難への対策の考え方• 介入(被ばくを低減する防護“対策”)の概念

14

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (1)現場保管【設問】 福島第一原子力発電所事故の影響で周囲の環境が放射性セシウ
ムで汚染した地域(除染特別地域あるいは汚染状況重点調査地域)の住民です。庭の表土を削り、除染しました。集めた土を当面自宅周辺で安全に保管するにはどのようにすれば良いですか。
【回答】
集めた土（「除去土壌」といいます）から家屋内の人が受ける線量が、土壌の除去前よりも低くなるように、除去土壌を家屋から離れた場所に置いて、必要に応じて遮水シートや覆土（汚染されていない土を詰めた土のうなどでもよい）をして保管します。山積みにする場合と穴を掘って地中に埋める場
合の家屋からの距離（「離隔距離」といいます）や覆土の厚さとの具体的な関係については、環境省の「除染関係ガイドライン」の中の「除去土壌の保管に関するガイドライン（平成25 年5 月第2版）」が参考になります。「除去土壌の保管に関するガイドライン」では、搬入した除去土壌からの放射線による公衆の追加被ばく線量が年間1 mSv以下となるようにすることとされています。基本的にこのとおりに現場保管を行います。

1530

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (1)現場保管(回答つづき)しかしながら、汚染の程度が高い地域では、除去土壌中の放射性セシウムの濃度が高く重厚な遮へいをする負担が軽くない場合も生じる可能性があります。
また逆に、追加被ばく線量を年間1 mSv以下とするために、受け入れる除去土
壌の量が制限され、除染が進まない事態も考えられます。これらのような場合には、被ばく線量を、平常時に相当するレベル(年間1 mSvのオーダー)に低減する長期的目標の下で、周辺の現存年線量の低減目標(参考レベル)以下の値
で、年間1～10 mSv以下の範囲から中間的な目標値を選定することで、保管の負担と除染の進行のバランスをとって進めることが適切になります。最終的な目標値は年間1 mSv以下(※1)とします。
その後、地域の仮置場や、中間貯蔵施設等への集積の環境が整えば、適宜搬出してください。なお、保管中に、除去土壌に含まれる放射能が、「再利用判
断のレベル(※2)」を下回る場合は、再利用するなど、一般的な土壌として扱うことも可能です。
(※1) 放射線防護の考え方において、“年間1 mSv”は、これ以下であれば被ばくを低減する防護対策を不要とする介入免除レベルとして理解することができます。

16

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (1)現場保管(回答つづき)(※2) 再利用判断のレベルは、個人の受ける追加年線量で1 mSv相当とします。線
源や再利用などの状況に応じて、IAEA GSR-3に示されたクリアランスレベル100
Bq/kg (Cs-134/137)、放射性物質汚染対処特措法における指定廃棄物の判断基準
8,000 Bq/kg (Cs-134/137) 、あるいは線源や再利用などの状況に応じて算出される指標値などを選択することもできます。
(※3) 保管作業に無理がない場合には、公衆の追加被ばく線量が年間1 mSv以下となるように現場保管を行います。もしくは、段階的な線量低減を行う必要がある場合には、中間的な目標として、例えば年間5 mSvなどの値を設定することもできます。

17
31

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (1)現場保管(回答つづき)(除去土壌の集積)除去土壌の現場保管(※3)

家屋内の人が受ける線量の低減(家屋周辺の除染、減衰などによる)再利用判断のレベル(※2)を超
えるか

No

Yes
搬出
(仮置場、中間貯蔵施設、
埋設地へ)

搬出
(一般土壌、再利用)

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例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (2)仮置き【設問】 福島第一原子力発電所事故の影響で周囲の環境が放射性セシウ
ムで汚染した地域(除染特別地域あるいは汚染状況重点調査地域)で、各住民の自宅周辺で保管していた除染で発生した土壌を、地域の仮置場に集めることとなりました。安全に保管するにはどのようにすれば良いですか。
【回答】
除染で発生した土壌の仮置きに関する具体的方法については、環境省の「除去土壌の保管に関するガイドライン（平成25 年5月第2版）」が参考になります。同ガイドラインでは、除染をした地域の空間線量率や土（除去土壌）の体積に応じて、山積みにする場合と穴を掘って地中に埋める場合の家屋からの距離（「離隔距離」といいます）や覆土の厚さとの関係について示されています。同ガイドラインに示されていますように、基本的に搬入した除去土壌からの放射線による公衆の追加被ばく線量が年間1 mSv以下となるように仮置き保管をします。

19
32

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (2)仮置き(回答つづき)しかしながら、汚染の程度が高い地域では、除去土壌中の放射性セシウムの濃度が高く重厚な遮へいをする負担が軽くない場合も生じる可能性があります。
また逆に、追加被ばく線量を年間1 mSv以下とするために、仮置場に受け入れる除去土壌の量が制限され、除染が進まない事態も考えられます。これらのような場合には、被ばく線量を、平常時に相当するレベル(年間1 mSvのオーダー)に低減する長期的目標の下で、周辺の現存年線量の低減目標(参考レベル)以下の値で、年間1～10 mSv以下の範囲から中間的な目標値を選定することで、仮置場の設置の負担と除染の進行のバランスをとって進めることが適切になります。最終的な目標値は年間1 mSv以下(※1)とします。
その後、中間貯蔵施設や処分施設等への集積の環境が整えば、適宜搬出してください。なお、保管中に、除去土壌に含まれる放射能が、「再利用判断のレベル(※2)」を下回る場合は、再利用するなど、一般的な土壌として扱うことも可能です。
(※1) 放射線防護の考え方において、“年間1 mSv”は、これ以下であれば被ばくを低減する防護対策を不要とする介入免除レベルとして理解することができます。

20

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (2)仮置き(回答つづき)(※2) 再利用判断のレベルは、個人の受ける追加年線量で1 mSv相当とします。線
源や再利用などの状況に応じて、IAEA GSR-3に示されたクリアランスレベル100
Bq/kg (Cs-134/137)、放射性物質汚染対処特措法における指定廃棄物の判断基準
8,000 Bq/kg (Cs-134/137) 、あるいは線源や再利用などの状況に応じて算出される指標値などを選択することもできます。
(※3) 仮置き場の設置に無理がない場合には、公衆の追加被ばく線量が年間1mSv以下となるように仮置き保管をします。もしくは、段階的な線量低減を行う必要がある場合には、中間的な目標として、例えば年間5 mSvなどの値を設定することも
できます。

21
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例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (2)仮置き(回答つづき)(除去土壌の集積)除去土壌の仮置き(※3)

家屋内の人が受ける線量の低減(家屋周辺の除染、減衰などによる)再利用判断のレベル(※2)を超
えるか

No

Yes
搬出
(中間貯蔵施設、埋設地へ)搬出(一般土壌、再利用)

22

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (3)埋設【設問】 福島第一原子力発電所事故の影響で周囲の環境が放射性セシウ
ムで汚染した地域(除染特別地域あるいは汚染状況重点調査地域)の除染で発生した土壌の埋設を行います。安全に埋設するにはどのようにすれば良いですか。
【回答】
埋設地に除去土壌を受け入れてから覆土をするまでの間について、基本
的には個人の受ける追加年線量で1 mSvを超えないようにします。しかしな
がら、追加年線量を年間1 mSv以下とするために、受け入れる除去土壌の量が制限され、除染が進まない事態も考えられます。このような場合には、被ばく線量を、平常時に相当するレベル(年間1 mSvのオーダー)に低減す
る長期的目標の下で、周辺の現存年線量の低減目標(参考レベル)以下の値で、年間1～10 mSv以下の範囲から中間的な目標値を選定して、除去土壌の管理を行うことが適切になります。これは、事故の影響で汚染が生じた現存被ばく状況では、現存する周辺年線量を低減する取り組みを、除去土壌の管理を含めて行うことが適切との考え方によるものです。

23
34

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (3)埋設(回答つづき)除去土壌に覆土をして埋設する場合は、その後に埋設地から受ける放射線量について、個人の受ける追加年線量で1 mSv(※1)を超えないようにすることが適切です。放射性物質を閉じ込める等のための付加的な措置をせずに最終覆土をした場合の影響評価結果が目標値を超えなければ、特にコンクリート壁などの施設を設ける必要はなく、また、施設を設ける場合にも、目標値を超えないようにコンクリート壁や覆土の厚さを調整するなど、目標値(年間1 mSv)を超えないことを前提に、ケースバイケースでの対応が可能です。なお、除去土壌等については、放射能の低減化や分別などの処理を行うことによって、あるいは減衰によって、含まれる放射能が「再利用判
断のレベル(※2)」を下回っていれば、土壌を処理して建設資材等として再利用することも可能です。
(※1)放射線防護の考え方において、“年間1 mSv”は、これ以下であれば被ばくを低減する防護対策を不要とする介入免除レベルとして理解することができます。

24

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (3)埋設(回答つづき)(※2) 再利用判断のレベルは、個人の受ける追加年線量で1 mSv相当とします。線
源や再利用などの状況に応じて、IAEA GSR-3に示されたクリアランスレベル100
Bq/kg (Cs-134/137)、放射性物質汚染対処特措法における指定廃棄物の判断基準
8,000 Bq/kg (Cs-134/137) 、あるいは線源や再利用などの状況に応じて算出される指標値などを選択することもできます。
(※3) 公衆の追加被ばく線量が年間1 mSv以下となるように管理をします。もしくは、段階的な管理を行う必要がある場合には、中間的な目標として、例えば年間5 mSvなどの値を設定することもできます。

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35

例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理 (3)埋設(回答つづき)(除去土壌等の集積)除去土壌の埋設地への搬入(※3)

再利用判断のレベル(※2)を
超えるか

No

Yes
搬出
(一般土壌、再利用)

埋設

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例題案 : 除染作業で発生した除去土壌の管理(4) 計画被ばく状況への除去土壌の受入れ【設問】 福島第一原子力発電所事故の影響を受けていない地域の住民です。当地域で、汚染した地域の除染で発生した土壌を保管したり、埋設することは可能ですか。
【回答】
除去土壌の保管や埋設は、公衆の受ける追加年線量が1 mSv(※1)を超えなければ、問題なく実施できます。
汚染地域で「常態」(通常の生活)への復帰を進めるためには、その地域外でも、その状況を共有して、汚染土壌の受入れを行うなどの連帯が大変重要です。汚染土
壌の保管場や埋設地の設置は、自治体や国等による監視や記録の保存などの行政措置を付して進められるべきものとなります。
(※1) 放射線防護の考え方において、この場合の“公衆の受ける追加年線量1mSv”は、現存被ばく状況にある汚染地域で被ばくを低減する取り組みの中で、これ以下であれば防護対策を不要とする介入免除レベルとして理解することができます。

27
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例題案 : 計画被ばく状況で発生した集積土壌等の管理【設問】 周辺環境の線量は平常時レベルにあるのですが、側溝や雨樋下等の局所的な地点で高い線量が測定されたので、たまっていた枯葉や土を除去しました。福
島第一原子力発電所事故で放出された放射性セシウムが付着しているようです。
集めた土壌等は、どのように保管、埋設すればいいですか。
【回答】
まずは、集めた土壌等（「集積土壌等」といいます）を家屋から離れた場所に置いて、必要に応じて遮水シートや覆土（汚染されていない土を詰めた土のうなどでもよい）をして保管します。
具体的な方法は、環境省の「除染関係ガイドライン」の中の「除去土壌の保管に関するガイドラ
イン（平成25 年5 月第2版）」が参考になります。
その後、自治体等により地域の仮置場や埋設地等への集積の環境が整った場合には、適宜搬出してください。なお、保管中に、除去土壌に含まれる放射能が、「再利用判断のレベル(※1)」を下回る場合は、再利用するなど、一般的な土壌として扱うことも可能です。
仮置場や埋設地等では、公衆の受ける追加年線量で1 mSv(※2)を超えないことを原則として集積土壌等を保管・埋設します。実際の管理においては、年間0.3 mSv(※2)をめやすとすることが適切です。
(※2) 放射線防護の考え方において、この場合の“公衆の受ける追加年線量1 mSv”は一般公衆に対する線量限度、 “年間0.3mSv”は線量拘束値として理解することができます。

28

例題案 : 計画被ばく状況で発生した集積土壌等の管理(回答つづき)なお、側溝や雨樋下等に枯葉や土がたまっている(ホットスポット)場合は、不要な被ばくは避けるに越したことはありませんが、人が追加で受ける線量が年間1 mSv
を超えるような状況ではない場合は、無理に除染を行う必要はありません。
(※1) 再利用判断のレベルは、個人の受ける追加年線量で1 mSv相当とします。線
源や再利用などの状況に応じて、IAEA GSR-3に示されたクリアランスレベル100
Bq/kg (Cs-134/137)、放射性物質汚染対処特措法における指定廃棄物の判断基
準 8,000 Bq/kg (Cs-134/137) 、あるいは線源や再利用などの状況に応じて算出される指標値などを選択することもできます。

29
37

まとめ
 環境修復などの取り組みの一部である「廃棄物の管理」を対象とした線量規準を提案
廃棄物の仮置き、処分に至るまでの短期的・長期的な保管に起因する被ばく⇒ 段階的な参考レベルを適用 [年実効線量 1～10 mSv以下]処分後の廃棄物に起因する被ばく⇒ 一般介入免除レベルを適用 [年実効線量 1 mSv以下] 福島第一原子力発電所事故後の状況を例題として、現存被ばく状況で生じうる困難への対策の考え方を提示 (ケーススタディ
については国際誌論文投稿を検討)

 ガイドライン化に関して、様々な立場、視点からのご意見、ご議論をお願いします30

参考資料 :
ガイドラインの策定に参考となる考え方

31
38

ICRP PUBLICATION 103「国際放射線防護委員会の2007年勧告」(284) 現存被ばく状況は、管理についての決定がなされる時点で既に存在している状況である。放射線防護対策を正当化するか、あるいは少なくともそれを考えるほ
ど高い被ばくを生じるかもしれない多くのタイプの現存被ばく状況がある。(中略) ま
た、ICRPの防護体系内で行われなかった作業からの放射性放出物に由来する環境中の残渣、あるいは事故や放射線事象によって汚染された土地からのような、現存の人為的被ばく状況に関して放射線防護の決定を行う必要もあるかもしれない。
被ばく低減対策が正当化されないことが明らかであるような現存被ばく状況もある。
現存被ばくのうち、どのような構成要素が管理になじまないかの決定は、線源又は被ばくの制御可能性ばかりでなく、経済的・社会的・文化的な一般的事情にも依存する、規制当局の判断が必要である。
(286)委員会は、個人線量で設定された参考レベルは、現存被ばく状況における被ばくに対する最適化プロセスの履行と関連付けて使用すべきであると勧告する。(中略) 最適化プロセスのエンドポイントは先験的に決めてはならず、防護の最適化されたレベルは状況によるであろう。ある与えられた状況を管理するために履行される参考レベルの法的位置付けを決めるのは規制当局の責任である

32

ICRP PUBLICATION 82「長期放射線被ばく状況における公衆の防護 ―自然線源および長寿命放射性残渣による制御しうる放射線被ばくへの委員会の放射線防護体系の適用―」(124) 自然と人工の放射性核種はまた、過去の活動や事象あるいは事故からの放射性残渣で汚染された環境から商品中に取り込まれることもある。これは、商品の汚染がもっと広がる仮定であり、制御の方法は介入に対する放射線防護体系による。しかし、主として市場の国際化のために、商品中の放射性核種の介入免除レベ
ルをケースバイケースで確立することができず、むしろそれらを標準化する必要がある。
(126) ある状況において長期被ばくの重要な要因となるある種の建材のような、介入を受け入れる主な種類の商品からの予測される個人年線量に対しては、およそ1
mSvの一般介入免除レベルを勧告する。
(130) 介入戦略が最適化されたという理由で、事故による被影響地域の年線量が受け入れられるならば、被影響地域で生産された商品の別な場所での使用による
個人の年線量は、被影響地域における線量よりも通常高くはならないであろうから、被影響地域の外の状況もまた受け入れることができるだろう。しかし、事故による被影響地域における商品の生産は、事故後数年で始めることができるかもしれない。
この可能性は、事故後適用される介入戦略において考慮されるべきである。

33

39

ICRP PUBLICATION 111「原子力事故または放射線緊急事態後における長期汚染地域に居住する人々の防護に対する委員会勧告の適用」(34) 防護戦略は、国家計画整備の一環として当局によって準備されなければならない。これらの計画では、防護対策を考慮すべきであり、それには住民によって行
われる自助努力による対策を認める条件や見込まれる線量低減の効果が含まれる。
これらの対策を前もって計画しておくよう住民に要請することは難しいが、委員会は当局が主要なステークホルダーの代表をこれらの計画の準備に参加させるよう勧告する。
(35) (中略) 地域住民対国内および国外の住民――汚染地域において“通常の”生活を取り戻すための条件は、状況の不利なところを地域住民とその地域外の住民の間で共有する連帯を前提としている（主として物品と人の移動に関するもの）。最適な戦略は国の法令および計画だけでなく、国際的な勧告（例えば、食品の貿易に関する）も考慮に入れて公平性を重視すべきである

34

ICRP PUBLICATION 111「原子力事故または放射線緊急事態後における長期汚染地域に居住する人々の防護に対する委員会勧告の適用」(50) 現存被ばく状況にとっての長期目標は、“被ばくを通常と考えられるレベルに近いあるいは同等のレベルまで引き下げること”（ICRP Publ.103(1)、 パラグラフ
288）であることから、汚染地域内に居住する人々の防護の最適化のための参考レ
ベルは、このカテゴリーの被ばく状況の管理のためにPublication 103で勧告された
1-20 mSvのバンドの下方部分から選択すべきであることを、委員会は勧告する。過去の経験は、長期の事故後の状況における最適化プロセスを拘束するために用いられる代表的な値が1 mSv/年であることを示している。国の当局は、その時点で広く見られる状況を考慮に入れ、また、復旧プログラム全体のタイミングを利用して、徐々に状況を改善するための中間的な参考レベルを採用しても良い。
(54) 原子力事故または放射線緊急事態後の現存被ばく状況の管理は、汚染レベ
ル並びにその空間分布および時間分布に従って、（社会、経済、健康、環境など）多数の側面を取り扱う多少複雑な復旧プログラムの履行に依存している。このプログ
ラムの放射線防護に関する部分は、国および地域レベルで当局によって決められる対策、並びに当局の提供する枠組みの中で被災した人々によって履行される自助努力による防護対策を含む放射線防護戦略で特徴づけられる。これらの戦略を成功させるために、当局は、必要な基盤だけでなく、それらの履行に対する実用的なガイダンスを提供すべきである。防護戦略の履行は、放射線状況の進展とともに35変化する動的なプロセスである。
40

ICRP PUBLICATION 111「原子力事故または放射線緊急事態後における長期汚染地域に居住する人々の防護に対する委員会勧告の適用」(71) 当局は、被災した住民の代表者と関係する専門家（例えば、保健、放射線防護、農業当局など）が参加する地域フォーラムの設置を推進すべきである。このようなフォーラムは、情報の収集と共有を可能とし、住民と当局によって推進されている戦略の有効性を共に建設的に評価することが可能になろう。
(72) 近年、ステークホルダーの関与は着実に政策決定の第一線に位置するようになってきた。このような関与は、大部分の現存被ばく状況に対する放射線防護戦略の策定と履行に重要であると委員会は考えている。

36

基本的考え方(5) : ステークホルダー関与
 参考レベルの選定を含めた環境修復の取り組みに係る意思決定
は、関係する住民などのステークホルダー(利害関係者)の関与の下で実施
 廃棄物の管理に伴う被ばくを含めた環境修復の取り組みに関する全般的な情報を共有することが重要
 関連する住民と専門家が参加する、地域フォーラムや協議会の設置、タウンミーティングの開催などが特に有効

3741

例題案 : ステークホルダー関与【設問】 実際の除染活動における「ステークホルダーの関与」とは、具体的に「誰」の「どのような関わり方」を指すのですか。
【回答】
除染により発生した除去土壌等の仮置場は、周辺住民や土地所有者の同意がなければ設置することができません。そのため、地元自治体が、仮置場設置についての話し合いを地区毎や町内会にお願いするとともに、地域住民を対象とした説明会を各集会所で開催し、現存被ばく状況下での生活の改善等について、広報と広聴に努めることが重要となります。
ここでは、福島県の中でも仮置場の確保が進んでいる伊達市の事例について、市長の強いリーダーシップのもとに同市が発行している「除染推進センター便り」1)を参考に、具体的なステークホルダーの関わり方についての事例を紹介します。仮置場の設置前の段階から地元自治体が住民との意見交換を積極的に重ね、仮置場設
置後も周辺各所の放射線量を住民自らが確認し、生活環境における放射線量と比較して考えることのできる環境を整備したことで、仮置場の安全確保措置についての理解が深まり、住民と地元自治体との信頼関係が築かれた良好事例のひとつであると言えます。

38

例題案 : ステークホルダー関与(回答つづき)【伊達市の事例】
地域住民を対象に開催された説明会では当初、「市役所で責任を持って候補地を探すべき」という意見や、「除去物を集積すると線量が高くなるのでは」という声が住民から挙がりました。数十回以上にも及ぶ説明会を通じて、身の回りにどのような形で放射性セシウムが存在するのか、仮置場の安全をどのように確保するのか、住民の目線に立った分かりやすい説明が専門家による適切な関与も交えながら繰り返されたことで、住民の姿勢に、「通学路の除染など子どもが最優先」「住民同士で声をかけあって仮置場を早く見つけたい」という能動的な変化が見られました。仮置場用地が決定されると、造成にあたり用地の除染が先行して実施され、除染後には敷砂利（約20cm）も行われたため、仮置場の放射線量は周辺の除染前の土地と比べ低くなりました。例えば、伊達市の霊山町にある仮置場の例では、除染をしていない周辺の草むらの放射線量が毎時2.5 マイクロシーベルト（µSv/h）でしたが、仮置場の地表面では0.8 µSv/hと、約三分の一以下の放射線量でした（平成24年7月22日時点の測定値）。また、仮置場の設置後も、定期的に巡回監視が行われ、放射性物質の流出がないことが確認されています。仮置き場は遮水シートで覆われていて、万が一雨水が浸入したときのために、集水マスに水が集まるようになっています。月に一度以上は浸出水が確認され、仮に溜まっていた場合には、放射性物質の濃度が測定され、結果が地元住民に公表されます（過去、浸出水から放射性物質が検出されたことはありません）。初期は「なるべく遠くが良い」という理由で山間部に作られるケースが比較的多かったようですが、仮置場の設置事例が増えるに連れて、最近では、「生活環境に近い方が自分たちで安全を確認できるから」という理由で、住環境の近くに作られるケースも見られて
います。

39
42

例題案 : ステークホルダー関与(回答つづき)もう一例、福島事故後の放射線対策に関して、ステークホルダーの活動によってコ
ンセンサスの形成を図った事例2)を挙げます。
【東葛地区の事例】
千葉県北西部の東葛地区6市(松戸市、野田市、柏市、流山市、我孫子市、鎌ヶ谷市)においては、広域的に統一した放射線対策をはかるため、「東葛地区放射線量対策協議会」を設立しました。協議会メンバーは6市長とし、協議会に意見具申や助言を行うワーキンググループには、各自治体の関連の部課長とともに、専門家(放射線防護、放射線計測、放射線影響)が配置されました。協議会では、放射線測定に関する統一マニュアルを策定するとともに、具体的な放射線量の低減対策実施にあたっては、優先順位を決め、低減効果の実証実験等を行うなど、費用対効果を勘案し検討することとされました。この、協議会で決定された大きな方針の枠組みの中で、各自治体は、それぞれがおかれた状況に応じたきめの細かい対応の展開を進めました。例えば柏市では、「放射線対策室」を設置し、各部署における放射線対策に係る情報を集約するとともに、市民等からの問い合わせや情報発信の総合窓口としました。この窓口の一本化によって、柏市では、市と専門家との情報交換体制を強化することに成功し、その後の対策の具体化に大きな効果がありました。市民とのコミュニケーションでは、ホームページの強化や、広報誌への記事掲載を毎号継続するなど、多層での情報発信を行うとともに、電話や電子メールを用いての、専門家と市との個別の直接対話も繰り返されました。
これらの取り組みに加えて、「柏市の除染を進める会～安心な暮らしを目指すための対話集会～」と題したタウンミーティングでは、市長らからの除染計画の説明に続き、専門家を交えた市民の意見交換の結果、「何をどうすればよいか」「自分には何ができるか」という共通の意識が深まりました。これらの、市民参加による活動により、除染活動の具体化につながりました。

40

例題案 : ステークホルダー関与(回答つづき)以上の活動においては、シンポジウム形式の説明会に加えて、市民の疑問や不安に、時間などの制約をできるだけなくして答えるフェイス・トゥ・フェイスでの小規模の相談会とともに、特に地元に深く根差した専門家(住居がある、実家がある、職場がある、など)の有効性が大きいこともみとめられています2)。
1) 除染推進センターだより、伊達市放射能対策課発行(http://www.city.date.fukushima.jp/kouhou/kouhou-zyosen.html)
2) 飯本他、福島第一原発事故に起因した環境放射能汚染に関する首都圏自治体の対策とその考察、放射線生物研究、48(1), 15-38, 2013.

4143

【第二部】福島第一原子力発電所事故復旧時の放射線管理の課題～水晶体被ばく・生物影響の観点から～

座長：赤羽 恵一（量研機構）

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福島第一原子力発電所事故復旧作業における放射線管理の現状

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福島第一原子力発電所における緊急作業従事者の水晶体混濁発症調査について

佐々木 洋（金沢医大）

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福島第一原子力発電所における緊急作業従事者の水晶体混濁発症調査について
金沢医科大学 眼科学講座

佐々木 洋

白内障とは

“水晶体が濁る病気”
核混濁

皮質混濁

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後嚢下混濁

透明水晶体の加齢変化

白内障発症の原因
栄養障害
ビタミン不足房水の組成変化
内分泌障害

透明水晶体

加 齢
化学的作用
物理的作用
酵素の変化
毒性物質の蓄積67

白内障

白内障の病型は80種類以上• 水晶体が混濁した状態の総称＝“白内障”• 混濁の病型は80以上あり、原因はそれぞれ異なる。多くは原因不明。
• ３主病型以外では自然経過、有所
見率、危険因子は不明

白内障の３主病型• 皮質白内障– 初発病型として最も頻度が高い• 核白内障– 高齢者に多くみられる• 後嚢下白内障– 併発白内障– ステロイド白内障– 放射線白内障
68放射線白内障緊急作業員に対する白内障検診が必要

調査方法
厚生労働科学研究費補助金（H25-H27）
東京電力福島第一原子力発電所における緊急作業従事者の放射線被ばく量と水晶体混濁発症に関する調査（25220401）

東京電力の社員(約700名)の調査を実施
厚生労働省労災疾病臨床研究事業費補助金（H28～）
東電福島第一原発緊急作業従事者に対する疫学的研究

厚労省労働基準局「東電福島第一原発作業員の長期的健康管理システム」に登録されている約2万人を対象
69

厚生労働省労災疾病臨床研究事業費補助金（H28～）
東電福島第一原発緊急作業従事者に対する疫学的研究

東電社員（約700名）

東電社員以外慶応義塾大学 眼科学教室との共同調査として引き続き行う公益財団法人放射線影響研究
所 大久保研究斑の研究分担者
として参加

 毎年
 福島・東電本店・柏崎刈羽の3カ所で眼科検診を行う
 金沢医大の視能訓練士が水晶体撮影を行う
 東電側よりデータ提供（H28
年度以降は厚労省経由で提供）

 全国の予防医学協会関連施設との連携で行う
 各施設で細隙灯顕微鏡検査（眼科医）と水晶体撮影を行う
 データは放射線影響研究所
から提供

東電社員以外の眼科調査について
全国の予防医学協会関連施設および施設が提携している病院・クリニックにおける眼科検診の可否についてのアンケート調査結果

白内障の検査可能施設（62施設中）
都道府県
施設
山形
山形健康管理センター
福島県労働保健センター（福島・いわき）
福島(一財) 健康医学協会 東都クリニック
東京(公財) 東京都予防医学協会
医療法人社団こころとからだの元気プラザ
三重(一財) 三重県産業衛生協会 くわな健康クリニック
長崎
放射線影響研究所 長崎研究所
長野(一財) 中部公衆医学研究所
富山(一財) 北陸予防医学協会
滋賀(一財) 滋賀保健研究センター
福岡(一財) 医療情報健康財団
佐賀(一財) 佐賀県産業医学協会
鹿児島
公益社団法人 鹿児島県労働基準協会ヘルスサポートセンター鹿児島
沖縄
那覇市医師会 生活習慣病検診センター

提携眼科施設金井たかはし眼科
木村眼科クリニック
大島眼科
井上眼科
丹羽眼科
河野眼科
立浪眼科
山元眼科
浅原眼科
さが駅前眼科谷山川畑眼科
外間眼科医院崇元寺

対象者の多い地域の施設を中心に、どのように白内障調査を行っていくかを検討中
70

眼科調査に必要な検査機器
 検診に必要な眼科機器
 視力表
 オートレフ ノンコン眼圧計
 細隙灯顕微鏡 白内障カメラ
 眼底カメラ細隙灯顕微鏡 眼科医の派遣
眼底カメラ

東電社員調査結果
対象：外部実効線量が50 mSv超の作業従事者（同意者）
全対象者数： 約700名
 H25年度（福島、東京本店）・・・448名
平均年齢41.4±10.5 （22-63歳）
 H26年度（福島、東京本店、新潟刈羽）・・・507名
平均年齢42.1±10.4 （23-64歳）
 H27年度（福島、東京本店、新潟刈羽）・・・522名
平均年齢42.6±10.4 （24-65歳）
 H28年度（福島、東京本店、新潟刈羽）・・・実施中
71

検診日およびデータ提供
Ｈ25年（被ばく後3年目）

H26年（被ばく後4年目）

H27年（被ばく後5年目）

H28年（被ばく後6年目）

10/3 – 18 :福島
11/5 – 28 :東京（計448名）

7/22 – 8/8 :福島
11/7 – 21 :柏崎
12/2 – 26 :東京（計512名）

9/1 – 10 :福島
10/26 – 29 :柏崎
11/16 – 30 :東京（計540名）

9月：福島
11月：柏崎（計約400名）
11月：東京（検診実施中）

水晶体
画像

12月：
H25年分（440名）
H26年分（506名）
識別番号
年齢情報

5月：
H27年度分
（522名）
識別番号
11月24日：
年齢情報

被ばく
線量

12月：
H27年7月までの被ばく線量

11月24日：H27年分の追加
情報

検診日

H25年（2013年）
被ばく後3年目

H26年（2014年）
被ばく後4年目

H27年（2015年）
被ばく後5年目

人数
3年連続（H25～H27）

333 名
2年連続（H25～H26）

40名
2年連続（H26～H27）

103名
2年（H25・H27）

28名
1年（被ばく後3年目のみ）

37名
1年（被ばく後4年目のみ）

31名
1年（被ばく後5年目のみ）

57名
H27年12月に放射線被ばく量提供
72

計 629名評価した白内障混濁病型

後嚢下Vacuoles

皮質

Retrodots

Water clefts

核

放射線白内障Vacuoles

後嚢下白内障皮質白内障
73

細隙灯顕微鏡による判定・撮影• 肉眼判定 検者間での再現性が不良• 細隙灯顕微鏡カメラ
 全ての混濁を1画像でとらえることができない
 混濁の定量化ができない➩ 縦断的調査には適当な方法ではない

細隙灯顕微鏡検査74

多施設における白内障縦断的調査には、徹照カメラは必須
 安価
 専門の検査技師以外でも撮影可能
 1画像で多くの情報が得られる

KMU徹照カメラ（LOVEOX）
 価格：60万円
 細隙灯顕微鏡（ハーグタイプ）に取り付けて撮影可能
 誰でも簡単に撮影できる75

既存の機器との比較
EAS-1000とKMU徹照カメラでの撮影画像を比較し、その有用性を評価した。

EAS-1000（ニデック）

KMU徹照カメラ（LOVEOX）

皮質混濁
EAS-1000
0.0 mm

KMU徹照カメラ

皮質混濁は両カメラとも明瞭に撮影可能
76

0.0 mmWater clefts（副病型）
EAS-1000
0.0 mm

WCは正常組織と 屈折率差が少ないため通常の徹照像では検出しにくいことがある。

KMU徹照カメラKMU徹照カメラではコントラストが明瞭で、Water cleftsを判定できることが多い

EAS-1000

KMU徹照カメラ

0.0mm

KMU徹照像は1画像で深度の異なる混濁を判定可能
4.0mm

77

緊急作業従事者（東電）の水晶体変化（Vacuoles）

4.0 mm

1.0 mm

5.0 mm 肉眼では見落とすことがある数個のVacuolesも捉えている 深さの異なるVacuolesも徹照カメラでは1画像で撮影可能

KMU徹照カメラの課題
1. 瞳孔径および混濁面積の計測ができない 撮影した徹照画像から瞳孔径を測定できるソフトの開発中

2. 角膜反射が大きい
 角膜反射をさらに小さくすることを検討中
Pupil Diameter
6.3mm

78

KMU徹照撮影における問題点

白内障調査結果
被ばく後3年目
15%

被ばく後4年目

被ばく後5年目

12.7% 12.2%

10%
5.6%

5%

3.3%
2.1%
1.5%

2.4%

6.4%

7.2%
5.8%

2.0%
0.5%

0%
皮質混濁

VacuolesVacuoles(瞳孔中心)

Vacuoles(瞳孔周辺)• ３年目➩４年目で皮質混濁、Vacuolesともに増加傾向• 対象が３年目と４年目、５年目は異なること、４年目から
KMUカメラを併用し検出率が向上した可能性
79

H26年度までの被ばく量（507名）※入社時から2015年7月までの総被ばく量

水晶体の等価線量 ＝ 外部実効線量（mSv）
最小：19.20 mSv
 300 mSv超え ⇒ 1名
平均：87.23±37.24 mSv
 200-300 mSv ⇒ 7名
最大：339.06 mSv
 100-200 mSv ⇒ 127名
年齢と水晶体等価線量の関係

(mSv)
350

全対象 (507眼)
y = 1.0838x + 41.505
R² = 0.0909, p<0.01

300
250
200
150
100
50
0
20

25

30

35

40

45

50

55

60

65 (歳)

ロジスティック回帰分析
被ばく量を80mSv(対象の平均値)で2群に分け
低被ばく群に対する高被ばく群の白内障リスクを検討
年齢・DM有無を調整

オッズ比

95％CI

p値

年齢

1.036

(1.018 – 1.055)

0.001

皮質混濁

6.129

(0.615 – 61.062)

0.122

Retrodots

0.207(0.007 – 5.833)

0.355

Water clefts

0.563(0.159 – 1.998)

0.374

Vacuoles(瞳孔中心)

1.288(0.626 – 2.649)

0.491

Vacuoles(瞳孔周辺)

0.947(0.435 – 2.062)

0.892

高被ばく群で年齢が高いが、各種水晶体病変については有意なリスク上昇はない。
80

多項ロジスティック回帰分析
被ばく量50mSv以下(約50眼)に対するリスク

被ばく量100－150mSv (約100眼)
オッズ比

95％CI

p値

年齢

1.059

(1.022 – 1.098)

0.002

Water clefts

0.246(0.014 – 4.271)

0.336

Vacuoles(瞳孔中心)

0.851(0.241 – 3.004)

0.802

Vacuoles(瞳孔周辺)

0.610(0.197 – 1.888)

0.391※皮質混濁、RDは50mSv以下に対象がいないため検定不能

各種水晶体病変については有意なリスク上昇なし

多項ロジスティック回帰分析
被ばく量50mSv以下(約50眼)に対するリスク

被ばく量150mSv以上 (約50眼)
オッズ比

95％CI

p値

年齢

1.197

(1.114 – 1.285)

0.001

Water clefts

0.346(0.016 – 7.301)

0.495

Vacuoles(瞳孔中心)

1.009(0.233 – 5.179)

0.905

Vacuoles(瞳孔周辺)

0.197(0.020 – 1.890)

0.159※皮質混濁、RDは50mSv以下に対象がいないため検定不能

各種水晶体病変については有意なリスク上昇なし
81

各混濁と水晶体等価線量の関係（年齢調整）
水晶体の等価線量 (mSv)
160
120
80

99.90

86.62

90.02
69.81

40
0
透明
(副病型なし)皮質混濁

Vacuoles(瞳孔中心)

Vacuoles(瞳孔周辺)

水晶体等価線量と水晶体混濁に有意差なし。

被ばく後4年（早期）では、白内障と水晶体
等価線量には有意な相関は認められない。

チェルノブイリでの白内障調査結果
チェルノブイリ原子炉事故処理作業員における総被ばく量別白内障リスク
Odds ratio

2.0

1.77

1.55

1.5
1.0

0.94

0-99

100-249

1.0

1.02

1.07

250-399

400-5990.5
0.0
600-799

800-

Total exposure (mGy)

後嚢下白内障の有所見率
チェルノブイリ原子炉
事故処理作業員（平均年齢：45歳）
放射線被ばく12年後

白内障
あり
5%

白内障
あり
17%

白内障
なし
95%

白内障
なし
83%

82

米国一般市民男性（平均年齢：53歳）

参考) Worgul BV et
al. Radiat Res 2007

まとめ
 被ばく後3年から4年にかけて後嚢下のVacuoles有所
見率が増加したが、4年と5年では差はなかった
 4年目でのVacuoles増加は、対象が異なることや水晶体撮影法の違いが影響している可能性がある 被ばく後4年では、白内障と水晶体等価線量には有意な相関は認められなかった
 過去に低線量被ばくと水晶体混濁の関係について、被ばく後早期での報告はないため、本調査の意義は大きい
 調査の継続が必要

視機能低下を生じる5病型

皮質核

Retrodots

83

後嚢下Water clefts

放射線による白内障

Vacuoles

後嚢下皮質Retrodots

Water clefts

核

LOCS III分類（3主病型）

84

放射線白内障の診断基準（Merriam & Focht 1962）
水晶体初期変化
後嚢下に認められる多染性の物質.
10個以下の不連続のdots、または5個以下の孤立したvacuoles.
Stage 1 （発症）
徹照法で容易に識別できる孤立した10個以上のdots,あるいは5個以上のvacuoles.
cortical spokes, waterclets, 粉状混濁など.
Stage 2 （進行）
水晶体の25%以上を占める皮質混濁．25%を基準にし,それよりも混濁が少ない場合には1.5+, 多い場合には2.5+と診断.
Stage 3-5 （視力障害）
3. 皮質混濁の進行. 細隙灯の光が硝子体に届かない状態.
4. 成熟白内障に近い状態. 部分的に水晶体の核や後部皮質が認められる程度.
5. 成熟白内障または水晶体の全混濁. 真珠色の水晶体.
参考*) Merriam GR et al. Trans Am Ophthalmol Soc , 60: 35-52. 1962

本調査での混濁評価• Vacules– 部位（瞳孔中心3mm以内/周辺）–数• Dots– 画像からの評価は困難• 後嚢下白内障– 混濁面積/垂直方法の径85本調査での混濁評価• 皮質白内障– 混濁面積の計測– 瞳孔領3mm以内の混濁の有無• Retrodots– 混濁面積

本調査での混濁評価• Waterclefts– 徹照画像で評価可能な病変の面積• 核白内障– Scheimpflug slitカメラで後方散乱光強度計測

86

DotやVacuolesの評価は難しい• 混濁と涙液の汚れの判別が困難• 複数画像で移動⇒涙液の汚れ（撮影前に洗眼）？

Vacuoles 発症
H26年（被ばく後4年）

H27年（被ばく後5年）

87

Vacuoles 発症
H26年（被ばく後4年）

H27年（被ばく後5年）

Vacuoles 発症
H26年（被ばく後4年）

H27年（被ばく後5年）

88Vacuoles 発症
H26年（被ばく後4年）

硝子体のにごり

H27年（被ばく後5年）

Vacuoles 消失
H26年（被ばく後4年）

H27年（被ばく後5年）

89

Vacuoles 消失
H26年（被ばく後4年）

H27年（被ばく後5年）

Vacuoles 消失
H26年（被ばく後4年）

H27年（被ばく後5年）

90

Vacuoles の変化
H26年（被ばく後4年）

H27年（被ばく後5年）

皮質混濁 進行H26年（被ばく後4年）

H27年（被ばく後5年）

91Watercleft 進行
H26年（被ばく後4年）

H27年（被ばく後5年）

被ばく後早期からの長期経過観察により…
• 初期変化（Vacuolesなど）と長期で発症す
る後嚢下白内障の関係が明らかになる– どのような変化が混濁に移行するか• これまで検討されていなかったRetrodots、Watercleftsと放射線被ばくの関連を明らかに出来る可能性• 日本人における低線量被ばく（被ばく量）と白内障の関連を明らかにできる
92

予想される課題• 加齢白内障として発症する水晶体変化と放射線によるものを鑑別できるか？
• 本調査で評価する水晶体病変は全て加齢性変化であり、中高齢者における有病率も高い

日本人における白内障の有病率- Monzen Eye Study (55+ yrs) (%)
40

42.5
34.5

35.1

RD

WC

20

7.4

2.2

核

後嚢下

0

皮質

93

予想される課題• 加齢白内障として発症する水晶体変化と放射線によるものを鑑別できるか？
• 本調査で評価する水晶体病変は全て加齢性変化であり、中高齢者における有病率も高い• 被ばく線量と有意差な相関がみられた混濁病変で明らかな視機能低下を生じ場合のみを被ばくによる影響と判定すべきか？

ご清聴ありがとうございました

94総合討論：今後の廃炉作業等に向けて水晶体被ばくの管理の観点からの課題

パネリスト：佐々木 洋（金沢医大）
林田 敏幸（東京電力）
立崎 英夫（量研機構）
浜田信行（電中研）95

今後の廃炉における放射線防護林田敏幸（東京電力）96਴ਛফা঩

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廃炉における線量管理の課題

立崎英夫（量研機構）114

日本保健物理学会シンポジウム【第一部】放射線防護標準化委員会―ガイドライン紹介―【第二部】福島第一原子力発電所事故復旧時の放射線管理の課題～水晶体被ばく・生物影響の観点から～
2016‐11‐28
東京

廃炉における線量管理の課題（国立研究開発法人）量子科学技術研究開発機構
放射線医学総合研究所
被ばく医療センター

立崎英夫

白内障が問題となる現在の状況• 職業被ばく– 医療従事者– 原子力、放射線事故対応• 福島原発（事故収束／）廃炉に向けての作業– 原子力、放射線作業– テロ対応• 宇宙飛行士（職業被ばくの関連として）• 公衆被ばく– テロでの被害• 患者の医療被ばく– 放射線治療– IVR• それぞれに別個の危険性→適切な対応の必要
115

廃炉作業の特異性• 前例、経験のない作業• 大量の放射能• 各種状況／線源– 燃料デブリ– 汚染水– 使用済燃料– 事故時の残留• 突発労働事故の可能性• 多くの日作業人数（月単位で1万人以上）と作業員のローテーション• 風評被害等社会的リスクへの対応

不均等被ばく• 第一原発の汚染状況は線源の分布が広汎にあるが、特に集中した部分もあり• 線源に頭部が近い配置での長時間作業や遮蔽物で体幹部分が影になった状況での長時間作
業は無いのか？
• 個人線量計の装着位置と眼球
の位置関係

116

全面マスク、ゴーグル等
保護具の評価• 使用されている面体の吸収の評価• 水晶体線量への影響は大きい• 透過する割合は０として良いか• マスクの形状による実測の複雑さ• 管理上計算に含めない事による極度の過大評価

Hp(0.07), Hp(10)の流用• Hp(0.07)とHp(10)を利用することでの過大評価• 大きい方を使えば過大評価になる• 補正する必要はないか？
• 直接Hp(3)を測定する必要は無いか？

117

作業環境
• β線の割合の多い場の選定• 水処理二次廃棄物– 汚染水処理過程でのSr除去関連す
る作業• 想定するか実測するか• 汚染水からのＳｒ除去→Ｓｒの濃縮した廃棄物：フィルター等が生じる
これら廃棄物の取り扱い作業で自動化で被ばく低減は完全か？

線量限度に近づいた作業員の就労制限と職種転換• 過大評価＝安全側（保守的評価）• 安全側／保守的線量評価のマイナス面– 作業者本人にとって、新しい職種に変わる必要がでてくる– 希望した職種、作業なのか？
– 習熟した技術から、新しい技術の習得への変化– 廃炉作業の進展にとっても熟練した作業者の喪失• 過度の過大評価は問題がある

118

健康管理：白内障検査• 白内障検査の希望者： 割合は？
– 指定緊急作業に従事した間に受けた放射線の実効線量が50mSvを超えた人– 当該労働者が受診を希望しない場合にはこの限りではない• 希望しない人の理由は何か？
• 長期フォローが必要だが、今後受診率を維持できる
か？
• 転職者
• 退職者

疫学データとして• 将来の疫学データとしての交絡因子• 福島原発廃炉作業員の白内障フォローアップデータ• 人数的にも多い• 貴重な疫学データを提供する可能性• 交絡因子を把握することで、精度があがる• 横軸となる線量のデータ精度を上げることが望ましい• 対象群（スクリーニング効果）

119廃炉作業での線量管理の課題•

不均等被ばく

•全面マスク、ゴーグル等保護具の評価
Hp(0.07)とHp(10)を利用することでの過大評価β線の割合の多い場の選定
汚染水処理過程でのSr除去関連
する作業

•
•
•
•
•
•

線量限度に近づいた作業員の就
労制限と職種転換
白内障検査の希望者
将来の疫学データとしての交絡因子

線量評価精度
必要性
労力

線量管理厳密化• 線量評価の精度向上 ー 必要性、労力のバランス

120最近の生物影響及び疫学研究の観点から

浜田

信行（電中研）121

日本保健物理学会シンポジウム
福島第一原子力発電所事故復旧時の放射線管理の課題～水晶体被ばく・生物影響の観点から～(東京大学本郷キャンパス 工学部2号館212講義室)
2016年11月28日14:45–15:25
総合討論：今後の廃炉作業等に向けて 水晶体被ばくの管理の観点からの課題

最近の生物影響及び疫学研究の
観点から
浜田信行
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©CRIEPI

現在のICRPの主な仮定 (ICRP-118)
白内障
小さいにしても、しきい線量がある組織反応 (確定的影響)
線量効果関係微小混濁： 線形視覚障害性白内障： しきい線量型
しきい線量(被ばく後>20年で1%に視覚障害性白内障が生じる線量) = 0.5 Gy
急性、分割・遷延、慢性で同じ = 線量率の依存性なし
分割・遷延被ばくのしきい線量(チェルノブイリ事故清掃員データ)は急性のしきい線量(原爆被ばく者データ)より大きくない。
慢性のしきい線量は不明
微小混濁と視覚障害性白内障で同じ= 全ての微小混濁が被ばく後>20年で視覚障害性白内障に進行する©CRIEPI

Hamada, Fujimichi. J Radiat Res 55 (2014) 629–640.
Ainsbury et al. Mutat Res Rev 770 (2016) 238–261. 2
122

全ての微小混濁が視覚障害性白内障に進行するか
2007 (ICRP-103)まで 微小混濁と視覚障害性白内障のしきい線量を別々に勧告
1969 (ICRP-14) 微小混濁は、時間経過とともに消失し、重篤化しない
1984 (ICRP-41) 低線量による微小混濁は、重篤化しない
原爆被ばく者データ©CRIEPI3

白内障に線量率効果はないのか (1/4)
進行性白内障には線量率効果がない?
＝ 視覚白内障を対象とすれば、線量率効果なしの仮定は妥当?
＝ 水晶体細胞は生涯入れ替わらないので、線量率効果なしの仮定は妥当?

©CRIEPI

Hamada. Radiat Res 181 (2014) 9–20.
Hamada et al. J Radiat Res 55 (2014) 831–846.
123

4

白内障に線量率効果はないのか (2/4)
新たな慢性被ばく疫学データ (1) 陽江 (中国)
45歳以上の住人で後嚢下白内障リスクが有意に増加(Yan et al. Chin. J. Radiol. Med. Prot. 35: 130-132, 2015)

屋内線量 1.69-2.54 mGy/年 (陽江) vs 0.36-0.78 mGy/年 (対象地域)(Zhu et al. Chin. Med. Equip. 12: 20-24, 2015)
屋外線量 3.24 mGy/年 (陽江) vs 0.52 mGy/年 (世界平均)(UNSCEAR 2008)↓
陽江の生涯線量は数100 mSvのはず©CRIEPI5

白内障に線量率効果はないのか (3/4)
新たな慢性被ばく疫学データ (2) マヤック (ロシア)
作業者で白内障リスクが有意に増加
線量–白内障発生率の直線モデルで有意な直線関係
ERR/Gy = 0.28 (95% CI: 0.20, 0.37)

RRは≥0.25 Gyで有意0.25-0.5 Gy (0.35 Gy) のRR = 1.23 (95% CI: 1.11, 1.35)

Azizova et al. PLoS ONE 10 (2016) e0164357.
©CRIEPI

6124

白内障に線量率効果はないのか (4/4)
しきい線量(疫学的知見)
急性0.5 Gy
分割・遷延 <0.5 Gy ← 0.34–0.5 Gy
慢性<0.3 Gy?
線量率効果がないか逆線量率効果を示唆?
線量率効果(生物学的知見)
低LET 線量率効果あり・なし
高LET 線量率効果なし、逆線量率効果 (70–110 keV/µm)©CRIEPI

Hamada, Sato. Mutat Res Rev 770 (2016) 262–291.
Hamada. Int J Radiat Biol 93 (2017) in press.
7

白内障に線量率効果はないのか (4/4)
しきい線量(疫学的知見)
急性0.5 Gy
分割・遷延 <0.5 Gy ← 0.34–0.5 Gy
慢性<0.3 Gy?
線量率効果がないか逆線量率効果を示唆?
線量率効果(生物学的知見)
低LET 線量率効果あり・なし
高LET 線量率効果なし、逆線量率効果 (70–110 keV/µm)

福島作業者の水晶体等価線量率(FY23–FY27): 5–200 mSv/年
5–11 mSv/年 (平均)、60–200 mSv/年 (最大)©CRIEPI

Hamada, Sato. Mutat Res Rev 770 (2016) 262–291.
Hamada. Int J Radiat Biol 93 (2017) in press.
8125低線量遷延被ばくの疫学的知見 (1/4)
論文1. Chodick et al., Am J. Epidemiol. 2008.
平均追跡期間: 19.1年
追跡集団: 米国診療放射線技師3.6万人 (平均年齢34歳)
平均被ばく線量: 28.1 mGy (遷延被ばく)
有意な増加なし (ただし線量推定がアンケートベースで不確実)©CRIEPI9

低線量遷延被ばくの疫学的知見 (2/4)
論文2. Lian et al., Occup. Environ. Med. 2015.
平均追跡期間: 12年
追跡集団: 中国工業放射線技師1.4千人(平均被ばく時年齢25歳)
平均被ばく線量: 70 mGy (遷延被ばく)
後嚢下白内障、皮質白内障とその混合型が有意に増加 (ただし線量関係な
し)©CRIEPI10126低線量遷延被ばくの疫学的知見 (3/4)
論文3. Bitarafan Rajabi et al., Res. Cardiovasc. Med. 2015.
追跡集団: イラン心臓介入治療スタッフ81人
平均被ばく線量: 17 mGy (遷延被ばく)
後嚢下白内障が有意に増加 (RR = 11.06)
ただし、比較集団が25名のみ
論文4. Lin et al., J. Nucl. Med. 2016.
追跡集団: 台湾甲状腺131I治療患者8.2千人
平均被ばく線量: 60 mGy (短期慢性・分割被ばく)
白内障手術の有意な増加なし
ただし、線量を過小評価 (131Iのみの考慮で、CTや核医学検査などに伴う線量の考慮なし)、追跡期間が短い (平均5.9年)
水晶体は、1回の頭部CT検査で50–100 mSvを急性被ばくする。
頭部CT検査を定期的に受けられている方々への影響は?
©CRIEPI11

低線量遷延被ばくの疫学的知見 (4/4)
論文5. Yuan et al., AJR 2013
5回以上の頭部CT検査で有意に白内障リスクが増加
ただし、放射線治療線量の考慮なし、かつ、放射線治療群では有意差なし↓
Lin, AJR 2014.
Yuan et al., AJR 2013の結論に反論©CRIEPI

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まとめ
福島作業者の水晶体等価線量率 (5–200 mSv/年)は、作業者の線量限度 (20–150 mSv/年)とあまり変わらない。
→低線量・遷延・慢性被ばくの影響は不明。
被ばく線量が低いことから、長い潜伏期間が想定されるため、水晶体変化の継続的な長期追跡が望ましい。
→微小混濁の視覚障害性白内障への進行性、微小混濁・視覚障害性白内障の線量・線量率効果関係の解明にもつながる。

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関連発表論文©CRIEPI

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日本保健物理学会シンポジウム
福島第一原子力発電所事故復旧時の放射線管理の課題～水晶体被ばく・生物影響の観点から～(東京大学本郷キャンパス 工学部2号館212講義室)
2016年11月28日14:45-15:25
総合討論：今後の廃炉作業等に向けて 水晶体被ばくの管理の観点からの課題

最近の生物影響及び疫学研究の
観点から
浜田信行
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©CRIEPI

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さいごに

赤羽

恵一（量研機構）

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