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―
放射性核種ごとの防護上の制限値に関する専門研究会報告会

Japan Health Physics Society

日時：

平成 28 年 2 月 5 日（金） 10：00～16：30

場

所：

東京大学 本郷キャンパス 工学部 5 号館 53 号講義室

主催： 一般社団法人日本保健物理学会

共催：

日本放射線安全管理学会

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 河野孝央（日本遮蔽技研）

10:10-10:55
放射線業務従事者に対する健康診断のあり方ガイドラインについて

服部隆利（電中研）

10:55-11:40
汚染した物の搬出のためのガイドラインについて（計画被ばく状況、現存被ばく状況、緊急時被ばく状況における）

橋本 周（JAEA）

11:40-12:20
質疑応答
12:20-13:30（休憩）【第二部】放射性核種ごとの防護上の制限値に関する専門研究会報告座長

松本雅紀（放医研）

はじめに
13:30-13:40

研究会の設立趣旨と活動経緯

現状と課題の整理
13:40-14:00
14:00-14:20
14:20-14:30

放射性核種ごとの防護上の制限値に関して 荻野晴之（電中研）
早川信博（MHI NS エンジ）
防護上の制限値の導出に関して質疑

中村尚司（東北大）

休憩（14:30-14:50）
国内外の動向調査
14:50-15:10
15:10-15:30
15:30-15:40
まとめ

線量評価に関して輸送安全基準に関して質疑

15:40-16:10
16:10-16:20

今後の取り組みについて質疑

16:20-16:30

閉会挨拶

岩井敏（原安進）
近内亜紀子（海技研）

山中庸靖（元、日立製作所）

中村尚司（東北大）

1

第 1 部 放射線防護標準化委員会―ガイドライン紹介―

座長：河野 孝央（日本遮蔽技研）2

3

放射線業務従事者に対する健康診断のあり方
ガイドラインについて

服部隆利（電中研）

4

5

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）｣

日本保健物理学会 放射線防護標準化委員会
放射線業務従事者に対する健康診断のあり方ガイドラインについて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

電力中央研究所 放射線安全研究センター

 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、ならびに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、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することが望まれている。

服部 隆利
日本保健物理学会シンポジウム
2016年2月5日

2016

2016

1

放射線防護標準化委員会の対応

2

作業会の構成メンバー

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

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）
杉浦伸之（原安協）○
高田千恵（JAEA）
中村年孝（関電）
森 延秀（新金属協会）
山本英明（JAEA）○
吉澤道夫（JAEA）○⇒「職業人と公衆の安全・ICRP2007年勧告国内取入対応作業会」（○：放射線防護標準化委員会委員）
2016

3

2016

目 標

4

策定までの経緯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 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 女性作業者の妊娠期間中の線量の管理方法

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

5

2016

6

6

策定までの経緯

健康診断のあり方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＜作業会での主な論点＞
 ＩＣＲＰの考え方と法令要求の関係⑧ 2013年12月20日 第6回作業会 最終修正

 特殊健康診断の目的と実施時期⑨ 2014年2月26日 専門部会で承認

 省略可否の判定基準の明確化⑩ 2014年4月8日～5月8日：公衆審査 医師による診断、カウンセリングの扱い⑪ 2014年9月25日：標準化委員会で制定

2016

7

2016

8

産業医との意見交換(1)

産業医との意見交換(2) 本ガイドラインを、より実効性の高い標準とするため、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、産業医の先生方による議論や意見をお聞きした。主な議論と意見は次の通り。

 この議論と意見を受け、作業会では再度議論を行い、下記の方針でガイドライン案を修正することとした。
 眼の検査方法については、例として例題に追加する。

 眼の検査方法を具体的に記載した方がよい。

 健康診断の実施が本人の希望だけで決めることができるのではなく、産業医やそれに準ずる医師との相談の上で決まることを明確化する。

 （４）線量管理に責任を有する者が放射線業務従事者に対する健康診断の必要性を認めたとき、の健康診断実施規準の中に「各検査項目について本人の特段の希望があること」があることに違和感がある。

 健康診断の実施について、元請け事業者と下請け、二次、三次の小さな事業者との望ましい関係を例題として追加する。
 安全衛生規則第44 条について記載している例題に、第45 条についても追記する。

 下請け、二次、三次の小さな事業主や社長が「線量管理に責任を有する者」としての役割を果たす際に、実施上の課題があるのではないか。
 例題に安全衛生規則第44 条について記載されているが、第45 条についての記載も必要。電離健診の簡素化自体には賛成であるが、現実には第45 条健診との関係があるため、それも含めて議論すべき。
2016

9

2016

本ガイドラインと現行法令の関係

10

標準本文

 作業会では、現行法令で定められた健康診断の実施規準が将来的に再検討される可能性を視野に入れ、敢えて現行法令で要求されている健康診断を省略するための判断方法ではなく、現行法令とは別の独自の視点から、ICRP の勧告や学会の存立基盤である学術的な知見をベースにして、どのような時に健康診断を実施するべきかの判断規準を提示することとした。

解説に
放射線業務従事者に対する健康診断の実施規準を規定

 一方、本ガイドラインを実運用することで、現行の法令違反を促してしまうとの懸念を受け、関連する現行法令を明記し、本ガイドラインの適用にあたっての注記を解説及び例題に記
載した。

2016

11

2016

7

12

解説の構成1. ガイドラインの背景（1）1. ガイドラインの背景
2. 放射線業務従事者に対する健康診断の考え方

わが国では、放射線障害防止法が施行された当初から、放射線業務従事者に対する健康診断については規制上、作業による異常な被ばくの事実や放射線作業環境の欠陥を発見する手法として採用してきた経緯があり、現在もこの考え方に基づき定期的な実施が義務付けられている。
しかしながら、この考え方については、国際放射線防護委員会（ICRP）など
国際標準とは明らかに相違があること、またわが国の放射線防護・管理シス
テムについても当時と比べて進展していることから、これまでも放射線審議会では放射線業務従事者に対する健康診断のあり方については様々な議論が行われてきた。（別紙１参照）
放射線審議会では、平成20 年1 月よりICRP2007 年勧告の国内法令取入れ検討が進められているが、平成23 年1 月に発出された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」）では、定期の特殊健康診断について、以下の通り提言されている。

（１） ICRP の考え方
（２） 基本部会 中間報告
（３） 放射線業務従事者に対する健康診断実施の考え方

3. 放射線業務従事者に対する健康診断のあり方
別紙１ 放射線作業従事者の健康診断のあり方についての検討経緯
別紙２ 現行の法令（障防法、電離則）における規定
別紙３ 本ガイドライン作成の際に行われた議論の経緯

2016

13

2016

1. ガイドラインの背景（2）1. ガイドラインの背景（3）（以下、解説より抜粋）
放射線業務従事者の線量限度は、放射線業務従事者の身体に確定的影響が発生することを防止するとともに確率的影響が発生する可能性を低く抑えるために、法令に規定されている。
また、放射線業務従事者の線量を線量限度以下に保つことを遵守するための個人の線量管理も、既に国内制度として整備されている。これらの規制に基づいた放射線管理が適切に行われることによって、過剰な被ばくが発生していないことが明らかであれば、放射線業務従事者に確定的影響が発生することはなく、個人の線量管理は確定的影響の発生を防止する上でも予防的に働いていると言える。
一方、特殊健康診断の目的は、確定的影響の発生の有無を確認することである。その内容については、法令で明確に規定されている。上述のように、放射線管理により身体に確定的影響が発生しないように個人の線量管理が適切に実施されている現状において、個人の線量測定とは別に追加的に定期の特殊健康診断を実施しても、放射線障害やその兆候の発見は不可能である。

（6‐a）異常な被ばくの事実の発見及び放射線作業環境の欠陥の発見を目的とした定期の特殊
健康診断の意義について
放射線防護・管理システムが進展した現在において、異常な被ばくの事実の発見および放射線作業環境の欠陥を定期の特殊健康診断に求めるべきではない。
（以下、解説より抜粋）
放射線防護・管理システムおよび放射線障害防止に関する法規制は益々進展し、労働安全衛生法に基づく作業環境の定期的な評価によって放射線業務の作業環境も改善されており、放射線業務従事者に対する健康診断で放射線防護・管理システム上の欠陥が発見されるような異常な事例は、無いか極めて稀であるといえる。仮に放射線防護・管理システム上の欠陥が存在したとしても、放射線業務従事者の個人線量の評価によってその発見が可能である。このような状況から、この無いか極めて稀な事例のために定期の放射線業務従事者に対する健康診断を実施する意義は極めて少なく、放射線防護・管理システム上の欠陥の発見を定期の放射線業務従事者に対する健康診断に求めるべきではない。

更に同報告では特殊健康診断の判断基準を実効線量限度又は等価線量限度とすることで、各事業所において線量管理に責任を有する者（事業主、放射線取扱主任者等）が、学会等のガイドラインに基づき検査の受検又は検診の受診の要否に関して判断できる仕組みを構築すべきとされている。
本ガイドラインは、「国際放射線防護委員会（ICRP）2007 年勧告（Publ.103）」などの最新知見を反映させた内容となっている。現行法令には反映されていない内容もあることから、本ガイドラインの適用には十分注意することが必要である。

（6‐b）個人の線量測定の実施による放射線障害の防止の予防的効果
放射線業務従事者個人の線量測定が適切に実施され、その測定結果を基に評価された線量が実効線量限度を超えていないこと、および眼の水晶体や皮膚についての等価線量限度を超えていないことが明らかである場合、当該放射線業務従事者に確定的影響が発生することはないことから、定期の特殊健康診断の実施は不要である。
2016

15

2016

2. 放射線業務従事者に対する健康診断の考え方

ICRP では、放射線業務従事者に対する健康診断について、「有害な影響と線量当量限度の範囲内での被ばくとの明確な関連づけは不可能であり、放射線防護プログラムの有効性を確かめる上で医学的監視は何の役割も果たしていない。」（ICRP Publ. 26）と勧告しているのに対し、現行の法令（別紙２参照）では、作業環境の異常な被ばくの事実や放射線作業環境の欠陥を発見する手法として放射線業務従事者に対する健康診断が位置づけられ、一般有害物質の吸入等の暴露と同じ時期での健康診断が必要とされてきた。

・ ICRP Publ.60
・ ICRP Publ.103（２）基本部会 中間報告

しかしながら、放射線被ばくの場合は、一般有害物質とは異なり、個人モニタリングの評価から異常な事例を発見できることから、定期的に放射線業務従事者に対する健康診断を実施す
る意義は乏しい。放射線業務従事者の健康監視を合理的に行うためには、現行法令とは別の独自の視点から、ICRP の勧告や学会の存立基盤である学術的な知見をベースにしてどのような時に健康診断を実施すべきかの判断規準を提示する必要がある。

（6‐c）特殊健康診断の機会について（6‐d）特殊健康診断の検査項目（血液検査、眼の検査、皮膚の検査）について（6‐f）問診及び検査又は検診の要否の判断の実施者について

なお、就業前と線量限度を超えた場合の放射線業務従事者に対する健康診断については、
ICRP では「年被ばくが線量限度の3/10 を超えるおそれのある作業を行う作業者は、就業前の医学検査を受けるべきである。」（ICRP Publ. 26）、「線量限度をかなり超過した人、あるいは潜在的に危険な状態に巻き込まれたかもしれない人は、事故の潜在的な大きさによっては、もし、必要なら、医師は診断検査および治療の適切な準備が確実にできるようにすべきである。」（ICRP
Publ.60）と勧告しており、基本部会中間報告においても当該時期での放射線業務従事者に対する健康診断の実施を提言していることから、実施の必要があると考えられる。

（３）放射線業務従事者に対する健康診断実施の考え方

2016

16

放射線業務従事者に対する健康診断実施の考え方（１）ICRP の考え方
・ ICRP Publ.26
・ ICRP Publ.75

14

17

2016

8

18

3. 放射線業務従事者に対する健康診断のあり方（1）3. 放射線業務従事者に対する健康診断のあり方（2）

本ガイドラインでは、ICRP 勧告と基本部会中間報告を踏まえ、計画被ばく
状況において放射線業務従事者の健康監視を目的に健康診断が必要であると判断する規準を以下のとおり設定した。

（２）放射線業務の職を終了するときであって、従事した期間中に線量限度を超えて被ばくした場合
放射線業務従事者の線量を線量限度以下に保つことを遵守するため、個人の線量管理が国内制度として整備されており、適切に実施されている現状において、個人の線量測定とは別に追加的に放射線業務従事者に対する健康診断を実施
しても、放射線障害やその兆候の発見は不可能である。したがって、放射線業務の職を終了するときであって、従事した期間中に線量限度を超えて被ばくしたことがある場合のみ、放射線業務従事者に対する健康診断を実施する。

（１）初めて放射線業務の職に就く前初めて放射線業務に就く前は、被ばく前の個人の基礎情報を提供し、線量限度を超えた時の検査結果と比較することを目的として実施する。
したがって、線量限度等による数値的な判断規準は無く、初めて放射線業務に就く際は、必ず放射線業務従事者に対する健康診断を実施する。

（３）線量限度を超えて被ばくしたとき（２）で述べたように、個人の線量測定とは別に追加的に放射線業務従事者に対する健康診断を実施しても、放射線障害やその兆候の発見は不可能である。したがって、放射線業務従事者が線量限度を超えて被ばくしたときは、都度、放射線業務従事者に対する健康診断を実施する。

ただし、初めて放射線業務の職に就く場合であっても、過去に他の事業所で放射線業務に従事した経験等がある場合は、過去の放射線業務従事者に対する健康診断の結果を確認することで代用できる。

なお、内部被ばくの場合も、放射線業務従事者に対する健康診断の判断規準
は線量限度であり、内部被ばく線量と外部被ばく線量の合計値を線量限度と比較することにより、放射線業務従事者に対する健康診断の実施要否を判断する。
2016

19

2016

例題１

3. 放射線業務従事者に対する健康診断のあり方（3）【例題１】（４）線量管理に責任を有する者が放射線業務従事者に対する健康診断の必要性を認めたとき
線量管理に責任を有する者がICRP の考え方に基づき、以下の放射線業務従事者に対する健康診断実施規準を用い、産業医またはそれに準ずる医師の助言を得て当該健康診断の必要性を判断することができる。

過去に他の事業所で放射線業務に従事したことのある者を採用し、自社の放射線業務に従事させる場合は、放射線業務の職に就く前の健康診断の要否をどのように判断すれば良いのでしょうか。
【回答１】
初めて放射線業務の職に就く場合は、必ず健康診断を受診させる必要があります。
過去に他の事業所で放射線業務に従事したことがある場合は、当該事業所において初めて放射線業務の職に就く前に健康診断を実施していることから、この診断結果を確認すれば良く、新たに健康診断を受診させる必要はありません。
ただし、過去の健康診断結果が、①実施時期が古く、現在の健康状態が不明、②入手が難しい等、初めて放射線業務の職に就く前の健康診断の結果を確認することが困難な場合は、改めて放射線業務の職に就く前の健康診断を受診させる必要があります。
なお、本ガイドラインの適用にあたっては、現行法令に適用されていない内容も含まれることから、十分注意することが必要です。

＜放射線業務従事者に対する健康診断実施規準＞
以下のいずれかの規準を満たす場合には、１回／年の定期の一般健康診断
では十分でなく、放射線業務従事者に対して健康診断を実施する。
1．線量限度を超える可能性があり、かつ線量測定の欠陥や線量評価モデルの精度の不足などにより線量評価の結果に大きな不確実性があると判断されるとき。
2．水晶体の等価線量が年間20mSv 以上の場合は、定期の一般健康診断の眼の検査において、以下のいずれかの所見や診断があるとき。
ａ．眼に異常所見が認められること
ｂ．眼に自他覚症状があること
2016

20

21

2016

例題２

22

例題３

【例題２】

【例題３】

内部被ばくした作業者の健康診断の要否をどのように判断すれば良いのでしょうか。

放射線業務の職を終了するときの健康診断の要否をどのように判断すれば良いのでしょうか。

【回答２】
内部被ばくした作業者が発生した場合は、内部被ばく線量と外部被ばく線量を合計した実効線量と実効線量限度（50mSv/年、100mSv/5 年）との比較により、実効線
量が実効線量限度を超えた場合に健康診断が必要であると判断します。
なお、介入レベルを超えるおそれがある内部被ばくが生じた場合は、放射性物質を体外へ排出するための措置、又は皮膚・創傷面の除染等が必要となる場合があります。この判断は医師に委ねるべきですので、この場合は、健康診断とは別に医師の診断を受けさせる必要があります。

【回答３】
従事者が放射線業務の職を終了するときは、全ての従事者を対象に健康診断の要否を判断することが必要です。健康診断の要否を判断する場合は、当該従事者が放射線業務に従事した期間中に線量限度を超えて被ばくしたことがあるか否かで判断し、線量限度を超えて被ばくしたことがある場合に、健康診断を受けさせる必要が
あります。

2016

23

2016

9

24

例題４

例題５

【例題４】

【例題５】
線量管理に責任を有する者とは誰をさすのでしょうか。

個人線量計が使用中に破損し、作業場所の放射線環境等から当該者の外部被ばく線量を評価しましたが、情報の一部が曖昧で線量評価の結果に不確実性があると考えられます。このような場合、健康診断の要否をどのように判断すれば良いので
しょうか。

【回答５】
本ガイドラインでは、各事業所毎に法令上、放射線業務従事者の線量管理に責任を有する者として任命された者（例えば事業主、放射線管理主任者等）を指します。
ただし実施にあたっては、事業所全体の総合的な安全衛生管理を確立するという観点から、元方事業者から関係請負人への指示・指導や健康診断実施にあたっての協力・支援も重要です。

【回答４】
線量評価の結果に不確実性がある場合については、被ばく線量を安全側に高い線量となるよう評価することにより、線量評価の結果が実効線量限度を超えているか否かで健康診断の要否を判断できます。安全側の線量評価としては、以下のような方法が考えられます。
○ 作業場所の放射線環境等から外部被ばく線量を評価する場合で、作業場所の滞在時間
が曖昧な場合、想定される範囲のうち、高い空間放射線量率の作業場所での滞在時間が長くなるよう設定する。
○ 同一作業場所で同様の作業を行った作業者の線量から評価する場合で、該当する作業者が複数いる場合、これらの作業者の線量のうち、最も高い線量を評価線量とする。
○ 体外計測法で内部被ばく線量を評価する場合で、放射性物質の摂取時期が曖昧な場合、摂取が想定される期間のうち、摂取からの経過時間が長くなるよう摂取日を設定する。

2016

25

2016

例題６

例題７

【例題６】

【例題７】
白内障検査のやり方について教えてください。

放射線業務従事者の健康診断実施規準において、水晶体の等価線量が年間20mSv との記載がありますが、20mSv を規準とした根拠は何でしょうか。

【回答６】
放射線業務従事者の水晶体の線量限度は現行法令では150mSv ですが、国際放射線防護委員会（ICRP）ソウル声明(2011 年)では、5 年間の平均で年20mSv、年最大50mSv にすべきことを勧告しました。これらを考慮し、本ガイドラインでは、眼の水晶体の等価線量が年間20mSv 以上の場合に、定期の一般健康診断の眼の検査において、以下のいずれかの所見や診断があることを放射線業務従事者に対する健康診断が必要な実施規準として採用しました。
ａ．眼に異常所見が認められること
ｂ．眼に自他覚症状があること

2016

26

【回答７】
通常、白内障の検査は以下の３段階に分けて実施されます。
(1)問診による既往症および自覚症状の調査(2)視力検査(3)眼科学的検査(細隙灯顕微鏡などによる水晶体の混濁の検査)
このうち、(1)、(2)については放射線業務従事者全員を対象に、また(3) については (1)、(2)の調査・検査結果および当該従事者の作業状況等から白内障の疑いがある場合に実施されます。

27

2016

例題８

28

例題９

【例題８】

【例題９】

放射線業務従事者の健康診断実施規準について、法令との関係を教えてください。
また、このガイドラインを適用しても問題ないでしょうか。

放射線業務従事者に対する健康診断について、従事者本人から受診の希望があった場合の措置について教えてください。

【回答８】
本ガイドラインでは、「国際放射線防護委員会（ICRP）2007 年勧告（Publ.103）」な
どの最新知見を反映し、線量管理に責任を有する者の判断により必要性が認められない場合は、１年以内ごとの労働者に対する定期健康診断（労働安全衛生法第66条１（健康診断）、労働安全衛生規則 第44 条（定期健康診断））で十分としています。
しかし、放射線業務従事者の健康診断については、労働安全衛生法 第66条２、労働安全衛生規則 第45 条、電離放射線障害防止規則 第56 条、放射線障害防止法
施行規則 第22 条、医師法第17 条に規定されていますので、本ガイドラインの適用には十分注意する必要があります。

【回答９】
本人から健康診断受診の希望があった場合には、線量管理に責任を有する者が、放射線業務従事者に対する健康診断実施規準を用い、産業医またはそれに準ずる
医師の助言を得て当該健康診断の必要性について判断することになります。
なお、従事者の健康診断受診の希望については、問診票などを用いてあらかじめ把握する必要があります。

2016

29

2016

10

30

例題１０

例題１１

【例題１０】【例題１１】

線量限度を超過して被ばくした放射線業務従事者に対するカウンセリングや健康診断のフォローアップ方法について教えてください。

放射線業務従事者が線量限度以上に過剰に被ばくした場合の対応に関し、健康監視の観点から線量管理に責任を有する者あるいは産業医又はそれに準ずる医師が特に留意すべき点について教えてください。

【回答１０】
放射線業務従事者が線量限度を超過して被ばくした場合には、ICRP Publ.75（279）にも記載のあるとおり、専門家の支援を受けて産業医の特別なカウンセリングが必要です。ただし、このようなカウンセリングは放射線業務従事者の健康診断とは直接関連付けるべきではなく、医師によるカウンセリングの結果、放射線障害
又はその可能性が指摘された場合に必要な措置をとるのが適当です。
また、健康診断を行う場合においても、眼の水晶体の等価線量がしきい値（500mSv）より低い場合や、実効線量が一般的に発ガンの可能性が極めて小さいと言われる100mSv よりも低い場合には、被ばくした放射線業務従事者のメンタルヘルスケアを含め従事者の健康状態をケースバイケースでフォローアップすることが適当と考えます。
例えば、平成23 年10 月に厚生労働省よりだされた指針「東京電力福島第一原子力発電所における作業者の健康管理について」※では、関係法令に基づく健康診断の実施に加えて、一定の線量以上の放射線を被ばくした作業者について白内障検査及び各種がん検査等を実施することが規定されています（健康管理に
はメンタルヘルスケアを含む）。

【回答１１】
放射線業務従事者が過剰被ばくした際には、健康監視の観点から被ばくの重篤度評価が特に重要で、
ICRP Publ.75 でも管理者と健康管理医の対応に関して留意すべき点として以下の通り言及されています。

１．外部過剰被ばく・線量が被ばくした臓器又は組織に関連したしきい値より低いと推定されれば、健康管理医の任務は基本的に作業者に対し、適切な情報を提供することであろう。しかしながら線量がこのしきい値以上であると推定されれば、特定の医学的診断と治療が必要となるかもしれない。(パラグラフ261 より)・モニタリングデータは状況に照らして注意深く解釈される必要があろう。例えば不均等過剰被ばくの場合、
個人線量計の指示値は臓器、組織あるいは身体の一部が実際に受けた線量と大幅に異なるかもしれない。
(パラグラフ262 より)
２．内部過剰被ばく
内部被ばくの場合、放射性核種の物理化学的形状のような摂取に関連する情報を初期段階において可能
な限り収集する努力をすべきである。初期の排泄物の試料は特に重要であるが、それだけでは解釈はいつも容易とは限らない。個人モニタリング（すなわちバイオアッセイと全身計数）からの定量的な情報および、作業場の空気モニタリングと表面モニタリングおよび鼻スミヤ試料の分析から得られたデータのような間接的な情報が利用できるときはそれらを用いて、その状況下で最も正確な線量評価を行うべきである。(パラグラフ
265 より)※「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健康の保持増進のための指針」（平成23 年10 月11 日）
上記指針では、緊急作業による実効線量が50mSv を超える者：年１回の白内障検査
100mSv を超える者：年１回の甲状腺機能、胃がん、肺がん、大腸がんの検査（がん検査等）
を各事業者が実施することとされている。

2016

31

2016

32

別紙１ 過去の検討経緯（１）（１）昭和53 年6 月28 日に放射線従事者等健康診断検討会において、就業中定期
放射線健康診断の頻度は１年に１回の頻度とすることで科学技術庁に報告した。
（２）ICRP1990 年勧告時点（平成9 年11 月）での放射線業務従事者に対する健康診断のあり方に関する検討報告では、「放射線業務従事者に対する健康診断として、通常の定期健康診断に加えて、問診（被ばく歴の評価等）、血液（白血球の数および百分率）、皮膚、眼（水晶体）の検査を、配置前、および以降は年に１回以上実施することが適当である。ただし、配置前の健康診断にあっては、眼の検査は、線源の種類等に応じて省略することとすべきである。また、定期の健康診断にあっては血液、皮膚、眼の検査は医師が必要と認めた場合に限り行うこととすべきである。」と報告された。

参 考（３）労働省の所管行政に係る規制緩和要望およびその検討状況についてでは、平成12 年１月18 日に日本労働組合総連合会からの意見・要望として、放射線業務
等の有害業務は、一般の業務と比べ労働者に与える健康上の負荷が高いことから、特殊健康診断は、特別な健康診断項目により、通常の定期健康診断（年１回以上）より高い頻度（年２回以上）で実施することとなっている。したがって、健康診
断間隔を１年に延長する予定はないと判断された。
2016

33

2016

別紙１ 過去の検討経緯（２）34

別紙２ 現行の法令（障防法、電離則）における規定（４）放射線審議会（第109 回）平成22 年6 月15 日の検討内容は、現状の問題点、現行の制度を変更した場合の影響などについて検討することが必要なこと、および、
現行制度での内部被ばくした場合の医師の診察・処置の必要性について基準の設定を含めて検討することが必要などとまとめられていて、最終的な方向性として
は、線量限度が担保されていれば、定期的な健康診断は、特に必要ないとしている。

内 容

放射線障害防止法施行規則

電離放射線障害防止規則

従事前の健康診断 ・初めて管理区域に立ち入る前・雇入れ又は当該業務に配置替えの際従事後の健康診断
・１年を超えない期間ごと・六月以内ごとに一回の頻度
・遅滞なく，その者につき健康診断を行うこと。
（第44 条関係）・放射性同位元素を誤って吸入摂取し，又は経口摂取し 速やかに医師の診察又は処置を受けさせなけたとき。
ればならない。
・放射性同位元素により表面密度限度を超えて皮膚が汚 ・放射性物質を誤って吸入摂取し，又は経口摂染され，その汚染を容易に除去することができないとき。 取した者
・放射性同位元素により皮膚の創傷面が汚染され，又は ・洗身等により汚染を別表第三に掲げる限度の汚染されたおそれのあるとき。
十分の一以下にすることができない者
別表第三；・実効線量限度又は等価線量限度を超えて放射線に被診察又は処置
α線を放出する放射性同位元素：4 Bq/cm2，
ばくし，又は被ばくしたおそれのあるとき。
α線を放出しない放射性同位元素：40 Bｑ/cm2(第23 条関連)・傷創部が汚染された者
放射線業務従事者が放射線障害を受け，又は受けたお・限度を超えて実効線量又は等価線量を受けた
それのある場合，（中略），必要な保健指導を行う。
・放射線業務従事者以外の者が放射線障害を受け，又 者は受けたおそれのある場合には，遅滞なく，医師による ・事故が発生したとき同項の区域内にいた者
・速やかに，その旨を所轄労働基準監督署長に診断，必要な保健指導等の適切な措置を講ずる。
報告（５）放射線審議会（第112 回）平成23 年１月28 日の基本部会における「国際放射線防護委員会（ICRP）2007 年勧告（Pub.103）の国内制度等への取入れについて（第二次中間報告）」の取りまとめ結果では各委員から次の発言がされている。
・ 放射線業務従事者の特殊健康診断は以前から意味が無いと言われ続けてきた。
・ 健康診断のような項目については、できるだけ早く放射線障害防止法の改正につなげて頂くことを期待する。
・ 特に、健康診断に関しては、これまでずっと議論がなされており、非常に無駄な費用が使われている。そのような無駄に使われている費用をより有効性のある健康管理に使った方が適切であると考えている。
2016

35

2016

11

36

・健康診断の方法は，問診および検査又は検診とする。
【問診の内容】
・放射線の被ばく歴の有無。
被ばく歴を有する者については，○作業の場所○内容○期間○線量○放射線障害の有無○その他放射線による被ばくの状況

別紙３ 本ガイドライン作成の際に行われた議論の経緯（１）・被ばく歴の有無
被ばく歴を有する者については，○作業の場所○内容○期間○放射線障害の有無○自覚症状の有無○その他放射線による被ばくに関する事項の調査およびその評価
イ．末しょう血液中の血色素量又はヘマトクリット値，赤血球数， 二．白血球数および白血球百分率の検査
白血球数および白血球百分率
三．赤血球数の検査および血色素量又はヘマトク
リット値の検査
ロ．皮膚
五．皮膚の検査
ハ．眼四．白内障に関する眼の検査
ニ．その他文部科学大臣が定める部位および項目【定期の健康診断】【定期の健康診断】
・血液，眼，皮膚の部位又は項目については，医師が必要と認 ・医師が必要でないと認めるときは，血液，皮膚，める場合に限る。
眼の検査の全部又は一部を省略することができる。
・健康診断を行おうとする日の属する年の前年一年間に受けた実効線量が５ミリシーベルトを超えず，かつ，当該健康診断を行おうとする日の属す
る一年間に受ける実効線量が５ミリシーベルトを超えるおそれのない者に対する血液，皮膚，眼の検査は，医師が必要と認めないときには，行うことを要しない。
【雇入れ又は配置替え時】【初めて管理区域に入る前】
・放射線業務従事者が，初めて管理区域に入る前の健康診断 ・雇入れ又は当該業務に配置替えの際に行うもの，にあっては，眼については医師が必要と認める場合。
使用する線源の種類等に応じて眼の検査を省略
可。

問 診

検査項目

免除規定

2016

（１）日本保健物理学会放射線防護標準化委員会では作業会を設置し、2013 年5 月より、3回の作業会の議論を経て、線量管理に責任を有する者(事業主、放射線取扱主任者等)が、定期健康診断に加えて放射線業務従事者に対する健康診断が必要と判断するための基準を示したガイドライン「放射線業務従事者の健康診断のあり方 (案)」を作成した。
（２）作業会では、本ガイドラインを、より実効性の高い標準とするため、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、産業医の先生方による議論や意見をお聞きした。主な議論と意見は次の通り。
1）眼の検査方法を具体的に記載した方がよい。
2）（４）線量管理に責任を有する者が放射線業務従事者に対する健康診断の必要性を認めたとき、の健康診断実施規準の中に「各検査項目について本人の特段の希望があること」があることに違和感がある。
3）下請け、二次、三次の小さな事業主や社長が「線量管理に責任を有する者」としての役割を果たす際に、実施上の課題があるのではないか。
4）例題に安全衛生規則第44 条について記載されているが、第45 条についての記載も必要。電離健診の簡素化自体には賛成であるが、現実には第45 条健診との関係があるため、それも含めて議論すべき。

37

2016

別紙３ 本ガイドライン作成の際に行われた議論の経緯（２）（３）この議論と意見を受け、作業会では再度議論を行い、下記の方針でガイドライン
案を修正することとした。
1）眼の検査方法については、例として例題に追加する。
2）健康診断の実施が本人の希望だけで決めることができるのではなく、産業医やそれに準ずる医師との相談の上で決まることを明確化する。
3）健康診断の実施について、元請け事業者と下請け、二次、三次の小さな事業者との望ましい関係を例題として追加する。
4）安全衛生規則第44 条について記載している例題に、第45 条についても追記する。
（４）作業会では、現行法令で定められた健康診断の実施規準が将来的に再検討される可能性を視野に入れ、敢えて現行法令で要求されている健康診断を省略するための判断方法ではなく、現行法令とは別の独自の視点から、ICRP の勧告や学会の存立基盤である学術的な知見をベースにして、どのような時に健康診断を実施するべきかの判断規準を提示することとした。一方、本ガイドラインを実運用することで、現行の法令違反を促してしまうとの懸念を受け、関連する現行法令を明記し、本ガイドラインの適用にあたっての注記を解説及び例題に記載した。

2016

39

12

38

13

汚染した物の搬出のためのガイドラインについて（計画被ばく状況、現存被ばく状況、
緊急時被ばく状況における）

橋本周（JAEA）

14

15

2/48

汚染した物の搬出のためのガイドラインについて

 東北地⽅太平洋沖地震による福島第⼀原発事故対応において、汚染を伴う物の移動に際して、多くの課題が指摘された。

（計画被ばく状況、現存被ばく状況、
緊急時被ばく状況における）
⽇本保健物理学会

1

平成28年2⽉5⽇

検討の経緯

 フォールアウト由来の放射性物質で汚染した物の汚染管理
 原⼦⼒安全・保安院（当時）は、「当該フォールアウトをバックグラウンドとしてみなさず、当該フォールアウトの影響を考慮したクリアランス制度の運⽤、⼜はＮＲの判断および取扱が必要」とするガイドラインを含む「東京電⼒福島第⼀
原⼦⼒発電所事故に係るフォールアウトによる原⼦⼒施設における資材等の安全規制上の取扱いについて（平成24･03･26原院第10号）」を発⾏した。

シンポジウム 事故後の状況を踏まえ、「管理システム作業会」で検討

東京⼤学⼯学部5号館

 管理システム作業会：「表⾯汚染測定を⽤いたクリアランスの判断⽅法（平成23年1⽉20⽇制定）」の作成を⾏った、放射線防護標準委員会内の作業グループ
 主査：⼭本英明（JAEA） 副主査：服部隆利（電中研） 幹事：荻野晴之（電中研） 委員：薄井利英（JAEA）、⼆ツ川章⼆（JRIA）、宗像雅広（JAEA）

⽇本保健物理学会 放射線防護標準化委員会
原⼦⼒機構）⼤洗

橋本

周

検討の経緯

3/48

4/48

 平成24年11⽉13⽇

第1回作業会：作業会の⽅向性確認 平成25年1⽉31⽇

第2回作業会：例題の検討

 平成26年9⽉5⽇

第3回作業会：安全基準案作成

 平成26年11⽉20⽇

第4回作業会：ガイドライン案作成

 平成27年3⽉13⽇

第5回作業会：ガイドライン案検討

 平成27年4⽉20⽇

第6回作業会：ガイドライン案検討

 平成27年6⽉17⽇

専⾨部会審議

 平成27年8⽉18⽇

第7回作業会：ガイドライン案修正

 平成27年9⽉4⽇

専⾨部会承認：ガイドライン案承認

 平成27年9⽉18⽇〜10⽉1⽇

 作業会で提⽰された課題（抜粋） 病院等のセシウムを使⽤していないRI施設の放射性廃棄物（特にフィル
ター廃棄物）にセシウムが付着している場合は対象核種としなくてよいか。
 フォールアウトの影響で管理区域内についても影響し、いまだに除染しきれていない部分もある。それらの管理区域からの持ち出しは、汚染密度基準からフォールアウトの影響と判断した場合、搬出することは可能なのか。
 管理区域に持ち込む資材等も予め汚染検査を⾏い、フォールアウトの影響が確認された物については、持ち込まないという管理を実施してきたが、持ち込めなかったものの処分⽅法や取扱いについてはどのようにすべきなのか。
 管理区域内で使⽤したことのない脚⽴を管理区域内の作業で使った。管理区域からの持出しの際の汚染検査で持出し基準を超える表⾯汚染が⾒つかった。今回は汚染が発⽣するような作業はなかったのだが、この脚⽴の取扱いはどうすべきか。

標準化委員会メール審議

 平成27年10⽉19⽇〜11⽉19⽇

 福島県内で環境放射線モニタリングに動員されていた公⽤⾞を⾞検のために業者に引き渡そうとしたところ、念のために汚染検査でラジエーターや泥除けなど⾞体に汚染が⾒つかった。この⾃動⾞はどのように扱うべきか。

公衆審査

作成⽅針

5/48

6/48

概要
 構成

 被ばく状況ごとの汚染物搬出ガイドラインを作成

計画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

 汚染に伴う線量で規準を設定

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

 サーベイメータ指⽰値との関係も例⽰

緊急時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

 3つの被ばく状況（計画・緊急時・現存）のバランスが重要 線量規準「ガイドライン」「解説書」「例題」で構成

 搬出元、搬出先

 ガイドライン

 「汚染物」は、再使⽤を前提とした有価物に限定

 解説書：ガイドラインの背景

 廃棄物は別の作業会で取扱い


検討の経緯

ガイドラインの策定に参考となる考え⽅

参考資料
Preparedness and Response for a Nuclear Radiological Emergency(IAEA, No. GSR Part7, Draft DS457, Nov. 2014)

ガイドラインの根拠となる考え⽅

M. Munakata: ‘Applicable kimits on non-fixed surface contamination for safe transport of radioactive materials,’
Packaging, Transport, Storage and Security of Radioactive Material, Vol24, No.4 191-206 (2013)

ガイドラインの適⽤基準に相当する実⽤値の⼀例

H. Ogino, T. Hattori: ‘Calculation of isotope-specific exemption level for surface contamination,’ Appl. Radiat. Isot., 67,
1282-1285 (2009)



H. Ogino, T. Hattori: ’Verification of validity of isotope-specific exemption levels for surface contamination using Monte
Carlo calculation,’ Jpn. J. Health Phys., 44, 400-407 (2009)(独)原⼦⼒安全基盤機構 吉居⼤樹、川崎智: 東京電⼒株式会社福島第⼀原⼦⼒発電所事故に伴うフォールアウト放射能測定⽅法の検討ー表⾯汚染測定, JNES-RE 2013-2006

参考⽂献
 例題：ガイドラインと解説の理解のための想定質疑応答集

16

7/48
計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

ガイドライン紹介

8/48

計画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(案)

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 適⽤の範囲
このガイドラインは、計画被ばく状況における汚染した物の搬出の可否の判断に適⽤する。

緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 適⽤の範囲

 判断規準汚染した物から受ける被ばく線量が以下の線量規準を満⾜する
場合、当該物を搬出することができる。

計画被ばく状況

緊急時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(案)このガイドラインは、緊急時被ばく状況における汚染した物の搬出の可否の判断に適⽤する。

 判断規準

9/48

ガイドライン紹介

汚染した物から受ける被ばく線量が以下の線量規準を満⾜する
場合、当該物を搬出することができる。

年実効線量 およそ0.01mSv 以下

年実効線量 10mSv 以下

なお、この線量規準は、免除やクリアランスを判断する際の現実的な被ばくシナリオに対する国際的に認知された線量規準である0.01mSv オーダーと同義であり、厳密に年実効線量が0.01mSv
以下であることを求めるものではない。

なお、線量規準を満⾜する場合であっても、経済的および社会的な要因を考慮して、合理的に達成できる限り被ばく線量を低減する措置を講じる必要がある。また、搬出先が国外となる場合、
年実効線量1mSv を満⾜すべきである。

ガイドライン紹介

10/48

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(案)

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 適⽤の範囲
このガイドラインは、現存被ばく状況*における汚染した物の搬出の可否の判断に適⽤する。

ガイドライン紹介

計画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 解説
 ガイドラインの背景
 計画被ばく状況における物品搬出管理
管理区域内の放射線業従事者の安全、区域外の公衆の安全の確保

 判断規準放射線障害防⽌法
管理区域内の表⾯密度限度 α：4Bq/cm2、⾮α：40Bq/cm2
管理区域からの物品搬出 α：0.4Bq/cm2、⾮α：4Bq/cm2

汚染した物から受ける被ばく線量が以下の線量規準を満⾜する
場合、当該物を搬出することができる。

 物品搬出基準の設定根拠

年実効線量 1-10mSv 以下

線種

なお、線量規準はおよそ1mSv の年実効線量に向けて段階的に低減し、線量規準を満⾜する場合であっても、経済的および社会的な要因を考慮して、合理的に達成できる限り被ばく線量を低減する措置を講じる必要がある。また、搬出先が国外となる場合、
年実効線量1mSv を満⾜すべきである。

代表核種

α線を放出する

α線を放出しない

空気中最⼤許容濃度

再浮遊係数

μCi/cm3

cm-1

Pu-2392×10-2Sr-90

3×10-10

Pb-210

1×10-10混合核種

3×10-11

2×10-8

表⾯密度限度

物品搬出基準μCi/cm2

Bq/cm2

Bq/cm2

1×10-44

0.4

1×10-340

4

 放射線審議会基本部会が抽出した検討事項*事故や放射線事象のあとに発⽣する現存被ばく状況

管理区域から持ち出す物の基準については、クリアランスとの関係も踏まえて考え⽅の整
理が必要

11/48
計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

ガイドライン紹介

12/48

緊急時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 解説

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

ガイドラインの背景

事故前の備え旧防災指針
緊急被ばく医療の知識
原⼦⼒防災ポケットブック

体表⾯汚染スクリーニング（対象：⼈）

汚染拡⼤防⽌スクリーニング(対象：物）

I-131で40Bq/cm2

設定なし

GM管式サーベイメータで13,000cpmに相当。安定ヨウ素剤服⽤基準の⼩児甲状腺予測
等価線量100mSvに相当。

2011年3⽉〜9⽉「現存する被ばく状況に関する防護の安全基準（2009年）」
事故によって拡散した線源は放射線防護⽅策を計画する時点で存在しており、計画被ばく状況に適⽤されるように完全に制御可能なものではないという認識のもと、線源を制御することにより公衆の線量限度1 mSv/年を担保しようとすることは適切ではなく、現存する線源からの被ばく線量を計画的に低減させる
放射線防護⽅策を適⽤する必要がある。

 原⼦⼒災害対策現地本部が定めた汚染拡⼤防⽌スクリーニングレベル

GM管式サーベイメータ
100,000cpm

2011年3⽉20⽇：100,000 cpm

復興後の措置2011年9⽉〜標準制定⽇（主にCs-134、Cs-137）⇒

2011年9⽉16⽇：13,000cpm（⼀般的なGM管式表⾯汚染サーベイメータの指⽰値）

体表⾯スクリーニングの全⾝除染と同じ基準が適⽤。

 「除染等業務に従事する労働者の放射線障害防⽌のためのガイドライン」（厚⽣労働省 2011年12⽉）

100,000cpmは、⽪膚の急性障害防⽌を⽬的としたIAEAマニュアルに⽰された、⽪膚から0.1m地点での線量率1μSv/hに対応。

GM管式サーベイメータ
13,000cpm

 ガイドラインの背景

 福島事故後の放射線審議会基本部会（2011年10⽉6⽇）

敢えて挙げるなら、管理区域からの物品持ち出し 基準 （α 核種 ：0.4Bq/cm2 、 ⾮α 核 種：
4Bq/cm2）が相当。

周辺バックグラウンドレベル上昇

事故直後の措置

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 解説
 放射線防護標準化委員会

福島第⼀原⼦⼒発電所事故の発⽣GM管式サーベイメータ＞100,000cpm
全⾝除染
13,000-100,000cpm
ふき取り除染
＜13,000cpm
処置不要

ガイドライン紹介

除染等作業者が作業場所から持ち出す物の搬出基準値 40Bq/cm2

GM管式サーベイメータ
13,000cpm（⼀般的なGM管式表⾯汚染サーベイメータの指⽰値13,000cpm相当）（主にCs-134、Cs-137）

17

13/48
計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

ガイドライン紹介

ガイドライン紹介

14/48

計画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 解説

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 ガイドラインの策定に参考となる考え⽅
 ICRP

計画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 解説
 ガイドラインの策定に参考となる考え⽅
 IAEA

Publication 103（2007年勧告）
2.4 Exclusion and exemption （除外及び免除）

GSR Part3 Radiation Protection and Safety of Radiation Sources:
International Basic Safety Standards （放射線防護と放射線源の安全：国際
基本安全基準）Publication 104 （放射線防護の管理⽅策の適⽤範囲）
4. Exemption in Planned Exposure Situation （計画被ばく状況における免除）

Requirement 8: Exemption and clearance（要件８：免除とクリアランス）
SCHEDULE I: Exemption and clearance（付則Ⅰ：免除とクリアランス）

除外される被ばくは、除外すべき被ばくの条件が規制によって定められている（どのような被ばくが管理になじまないか明記される）という意味で、規制されている。免除される被ばくは、たとえ規制上の管理⼿順の⼀部を免除されるにしても、すでに規制管理の範囲内に含まれている。

15/48
計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

ガイドライン紹介

ガイドライン紹介

16/48

緊急時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 解説

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 ガイドラインの策定に参考となる考え⽅

緊急時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 解説
 ガイドラインの策定に参考となる考え⽅
 IAEA ICRP
Publication 103（2007年勧告）
6.2 Emergency exposure situations（緊急時被ばく状況）

GSR Part7 Appendix II

緊急時における確率的影響のリスクを低減させるための防護措置及びその他の対応措置に関する⼀般的判断基準
緊急防護措置及びその他の対応措置を事項する予測線量
安定ヨウ素剤投与
Hthyroid: 50mSv /当初7⽇
屋内退避、避難、飲⾷物摂取制限等
E: 100mSv /当初7⽇
飲⾷物流通制限、汚染管理、除染等
Hfetus: 100mSv /当初7⽇
初期の防護措置及びその他の対応措置を実⾏する予測線量
⼀時移転、飲⾷物摂取制限等
E: 100mSv /当初⼀年
飲⾷物流通制限、汚染管理、除染等
Hfetus: 100mSv /妊娠期間
放射線影響による検討影響を検出し効果的な処置を⾏うため、より⻑い期間の医学的措置を⾏う被ばく線量
必要な臓器の健康調査、登録、カウンセリング
E: 100mSv /⽉
個別状況下での判断を助けるカウンセリング
Hfetus: 100mSv /妊娠期間

他

Publication 109 （緊急時被ばく状況における⼈々の防護のための委員会勧告の適⽤）
5.2 Residual Dose（残存線量）

 IAEA
GSR Part7 Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological
Emergency （原⼦⼒⼜は放射線の緊急事態に対する準備と対応）

確率的影響のリスクを低減させるための⾞両、機材及びその他の物品に対する⼀般的判断基準
防護措置及びその他の対応措置を実⾏する、⾞両、機材及びその他の物品の仕様から⽣じる予測線量
不必要な利⽤の制限、必須の利⽤の条件
E: 10mSv /当初⼀年、Hfetus: 10mSv /妊娠期間

Appendix II: Generic Criteria for Use in Emergency Preparedness andResponse（付属書2：緊急事態対応において⽤いる⼀般的判断基準）

国際間で取引される⾷品及びその他の商品のための⼀般的判断基準
国際取引を禁⽌する対応措置を実⾏する、⾷品及びその他の商品からの予測線量
不必要な飲⾷物の流通制限、必須⾷品の流通条件
E: 1mSv /年、Hfetus: 1mSv /妊娠期間

17/48
計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

ガイドライン紹介

18/48

緊急時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 解説

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 ガイドラインの策定に参考となる考え⽅

 ガイドラインの策定に参考となる考え⽅
Publication 82 （⻑期放射線被ばく状況における公衆の防護）
5.4 Radioactive substances in commodities （商品中の放射性物質）
Table.1 Quantitative Recommendations （定量的勧告）

原⼦⼒災害対策指針

新防災指針

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 解説
 ICRP 原⼦⼒規制委員会

2012年10⽉31⽇制定
2013年9⽉5⽇全部改正

ガイドライン紹介

体表⾯汚染スクリーニング（対象：⼈）

汚染拡⼤防⽌スクリーニング（対象：物）

事故後 40,000cpm（120 Bq/cm2）
1か⽉後 13,000cpm（40 Bq/cm2）

事故後 40,000cpm（120 Bq/cm2）
1か⽉後 13,000cpm（40 Bq/cm2）

福島事故後の経験に基づいて変更。
基準を超える場合は迅速に除染。

Publication 103（2007年勧告）
6.3 Existing exposure situations（現存被ばく状況）

他

Publication 111 （原⼦⼒事故または放射線緊急事態後の⻑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）福島事故後の経験に基づいて変更。
基準を超える場合は迅速に除染。

2015年8⽉26⽇全部改正版でも同様除染のためのOILとして設定

18

3.3

Reference Levels to restrict individual exposures（個⼈被ばくを制限するための参考レベル）

6.3

Management of other commodities（その他の物品の管理）

19/48
計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

ガイドライン紹介

20/48

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 解説

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 ガイドラインの策定に参考となる考え⽅

緊急時被ばく状況
現存被ばく状況概念

量

数値[mSv]

介⼊がほとんど常に正当化さる⼀般参考レベル

現存年線量

<〜100

介⼊が正当化されそうにな
い⼀般参考レベル

現存年線量

<〜10

商品に対する介⼊の免除

追加年線量

〜1

⾏為に対する線量限度総合された追加年線量

1

⾏為に対する線量拘束値

追加年線量（⻑期成分に対しては）<〜1 & 〜0.3（〜0.1）

⾏為の規制免除

追加年線量

〜0.01

搬出される物品の数は多いものの、⼤きさの⼩さいものが圧倒的に多く、搬出先となる⼀般区域における再使⽤状況は管理されていな
いのが⼀般的。
⾞両のような⼤型の搬出物については数が少なく、汚染管理の徹底した作業環境からの搬出であることを考慮すれば、⼩型の物品と同様に、全⾯汚染の可能性は限りなく低いと考えられる。
本解説では、⼤型の搬出物の全⾯が汚染された状況を想定せず、⼤型の搬出物は⼩型の搬出物と同等に扱えると判断し、⼩型の搬出物品に対象を絞って検討

ガイドライン紹介

22/48

計画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 解説

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 ガイドラインの根拠となる考え⽅
 物品搬出とクリアランスの関係汚染した物から受ける被ばく線量が年線量10 mSv 以下であったとしても、経済的および社会的な要因を考慮して、およそ1 mSv の年線量に向けて、合理的に達成できる限り被ばく線量を低減する措置を講じるべきである。

クリアランスの考え⽅２「物質の継続した規制管理が正味の便益をもたらさず、規制管理のためのいかなる合理的な⼿段も個⼈線量あるいは健康 リ ス ク の低 減 の観 点 から 価 値 の ある 収 益を 達 成し そ う も ない こと（IAEA GSR Part3 1.11）」が成⽴することが必要である。

搬出先が国内の場合には、搬出先を問わない。
搬出先が国外の場合には、国際間で取引される商品に対する対応措置を考慮する必要があるため、IAEA ⼀般安全要件GSR Part 7 (7)を参考に、
年線量1 mSv を満⾜するべきである。

⽇常的に搬出される物品の量は多く、それらのほとんどが汚染管理の徹底した作業環境からの搬出であることを考慮すれば、すべての物品に対して継続した規制管理を⾏うことは正味の便益をもたらすものではないと考えられる。

現存被ばく状況 ガイドラインの根拠となる考え⽅

すべての被ばく経路から⽣じる被ばく全体の線量が参考レベルを超えないことを保証するために、本ガイドラインでは、汚染した物からの被ば
くに対する線量規準に参考レベルの上限値である年線量100 mSvの1/10を割り当てる。

そのために、クリアランス線量規準相当の表⾯汚染密度レベルについて検討する必要がある。

緊急時被ばく状況

緊急時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 解説

緊急時被ばく状況における防護の最適化には、20-100 mSv の参考レベル
を適⽤する。

クリアランスの考え⽅１「クリアランスされた物質から⽣じる放射線リ
スクが規制管理を是認しないほど低く、クリアランスのための⼀般的な規準を満たすことの失敗につながる状況も発⽣しそうにないこと（IAEA
GSR Part3 I.10.(a)）」が成⽴することが必要である。

計画被ばく状況

ガイドライン紹介

本ガイドラインで対象とする緊急時被ばく状況においても、正当化、防護の最適化の原則は維持される。

搬出先となる⼀般区域における再使⽤状況は管理されていないという意
味において、管理からの解放であり、「クリアランス」の概念で捉えることが可能と考えられる。この概念の成⽴性を検討する。

23/48

 ガイドラインの根拠となる考え⽅
研究開発機関及び原⼦⼒発電所の物品の搬出の現状の調査結果に基づく。

Publication 82 （⻑期放射線被ばく状況における公衆の防護）
Table.1 Quantitative Recommendations （定量的勧告）

計画被ばく状況

計画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 解説
 管理区域から搬出される物の特徴

 ICRP

21/48

ガイドライン紹介

ガイドライン紹介

24/48

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 解説

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 ガイドラインの根拠となる考え⽅
本ガイドラインで対象とする現存被ばく状況においても、正当化、防護の最適化の原則は維持される。

ガイドライン紹介

計画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 解説
 ガイドラインの線量規準に相当する表⾯汚染サーベイメータ指
⽰値の⼀例
モデル評価により線量基準に相当するサーベイメータ指⽰値を導出

現存被ばく状況における防護の最適化には、1-20 mSv の参考レベルを適⽤する。そして、⻑期⽬標としては、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ために、年線量1-20 mSv のバンドの下⽅部分から参考レベルを選択する。

 表⾯汚染線量評価モデル
 原⼦⼒安全委員会放射性廃棄物安全基準専⾨部会モデル

表⾯が均⼀に汚染した円柱状⾦属（R 1.27ｍ、L 2.5m）
作業形態：運搬、積み下ろし、前処理、鋳造
核種数：20核種
評価規準：年実効線量0.01mSv相当表⾯汚染密度

現存被ばく状況における汚染した物から受ける被ばくに対しては、線源の重畳を考えることなく、線量規準を設定することができると考えられる。

 IAEA TECDOC-1449 Munakataモデル

現存被ばく状況における汚染した物からの被ばくに年線量1-10 mSv の線量規準を適⽤する。

使⽤済み燃料キャスク（R 2.3ｍ、L 5.9ｍ円筒）、⼩型輸送物（S 0.3m⽴⽅体）
作業形態：輸送
核種数：356種類
評価基準：単位表⾯汚染密度あたりの年間被ばく線量（mSv)

汚染した物から受ける被ばく線量が年線量1-10 mSv 以下であったとしても、経済的および社会的な要因を考慮して、およそ1 mSv の年線量に向けて、合理的に達成できる限り被ばく線量を低減する措置を講じるべきである。

 Ogino and Hattori モデル

⼀般化形状（⼿で扱う物0.1m2、近傍で扱う物1m2、遠隔で扱う物10m2）
作業形態：公衆（成⼈、⼦ども）の取扱い
核種数：20核種
評価基準：クリアランス線量基準相当の表⾯汚染密度
現実的なパラメータ：0.01ｍSv/年 低確率パラメータ：1ｍSv/年

搬出先が国外の場合には、国際間で取引される商品に対する対応措置を考慮する必要があるため、ICRP Publ.82の商品に対する介⼊免除レベルを参考に、年線量1 mSv を満⾜するべきである。

19

25/48
計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

ガイドライン紹介

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況

ガイドラインの線量規準に相当する表⾯汚染サーベイメータ指⽰値の⼀例


ガイドライン紹介

26/48

計画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 解説

現存被ばく状況クリアランス線量規準に相当する表⾯汚染密度の⽐較検討
表⾯汚染密度（Bq/cm2）
原⼦⼒安全委員会

27/48
計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

Munakata

丸め値

計算値

丸め値

計算値

丸め値

計算値

H-3

100,000

8.4E+041,000

1.2E+03100

2.8E+021,000

2.6E+03100

1.2E+021,000

5.2E+02

Cl-36

1,000

1.7E+03100

9.3E+01100

1.3E+02

Ca-41

10,0004.3E+03

-

-

1,000

1.6E+03

Mn-54

100

4.7E+01--10

1.5E+01

Fe-55

10,0006.4E+031,000

3.3E+021,000

4.0E+02Co-60

10

1.7E+011

4.7E-0110

4.0E+00

Ni-59

10,0005.5E+031,000

1.8E+031,000

2.5E+03

Ni-63

10,0009.5E+03100

7.3E+021,000

1.0E+03

Zn-65

100

6.4E+01--10

2.7E+01

Sr-90

100

4.0E+0110

4.0E+00

10

1.2E+01Nb-94

10

2.3E+01

-

10

Tc-99

10,0004.2E+03--100

1.7E+02I-129

10

1.9E+01--10

3.8E+00

Cs-13410

2.5E+01

Cs-137100

7.7E+01-1

7.0E-011

1.7E+00

10
10

本解説では、⼤型の搬出物の全⾯が汚染された状況を想定せず、⼤型の搬出物は⼩型の搬出物と同等に扱えると判断し、⼩型の搬出物品に対象を絞って検討する。
 Munakataモデルの「⼩型輸送物」
 Ogino and Hattori モデルの「⼿で扱う物」「近傍で扱う物」

Co-60

6.5E+00

3.5E+01--10

7.7E+00100

3.2E+011

1.0E+00

10

8.2E+00

Pu-2391

9.9E-010.1

1.4E-011

4.3E-01

Am-241

1

9.9E-010.1

1.7E-011

5.1E-01

Cs-137

ガイドライン紹介

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 ガイドラインの線量規準に相当する表⾯汚染サーベイメータ指⽰値の⼀例
JIS4504に準拠

正味計数率：17cps≒1000cpm

 Cs-137 で表⾯が汚染した物品について

現存被ばく状況

 搬出の可否の判断に係る留意事項

 現⾏法令との関係

正味計数率：39cps≒2300cpm

現⾏法令とは別の独⾃の視点から、ICRP の勧告や学会の存⽴基盤である学術的な知⾒をベースにして、汚染した物の搬出の可否の判断規準を提⽰することとした。⼀⽅、本ガイドラインを実運⽤することで、現⾏の法令違反を促してしまうとの懸念を受け、本ガイドラインの適⽤にあたっての注記を例題に記載した。

 現⾏法令にある物品持出基準（アルファ線を放出しない核種については4
Bq/cm2）は、本ガイドラインと⽭盾するものではない。

緊急時被ばく状況

計画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 解説

例えば、Cs-137 で表⾯が汚染した物品については、平均正味計数率が指⽰値
2,300cpm を下回ると同時に、物品表⾯の放射能分布に関する偏りに起因する最⼤放射能⾯密度を制限する観点から、放射能⾯密度が最も⾼いと推定される対象
物表⾯の値が⾼くても2,300cpm の例えば10倍（23,000cpm）を超えない範囲
で適切なレベルに設定して、それとの⽐較によって特定することが考えられる。

 Co-60 で表⾯が汚染した物品について

計画被ばく状況

Munakata
Ogino and Hattori

クリアランス線量規準相当の評価対象物
表⾯汚染密度（Bq/cm2）
外部被ばく
吸⼊摂取
経⼝摂取
⼩型輸送物
11
1,800
8.5
⼿で扱う物、近傍で扱う物
15
2,100
65
⇒対数丸めで10Bq/cm2 （IAEA GSR Part3と同⼿法）

サーベイメータで物品の表⾯を測定する場合には、物品の表⾯全体で測定した
指⽰値の平均値として満⾜すれば良く、前ページで⽰したサーベイメータの指⽰
値を⼀箇所でも超えれば搬出不可と判断する必要はないことに留意が必要である。

 搬出の可否の判断に⽤いる指⽰値の⼀例

29/48

表⾯汚染
線量評価モデル

被ばく線量を評価する観点からは、汚染の偏在があったとしても、表⾯の汚染の総量が同じ、若しくは、表⾯全体で測定された指⽰値の平均値が同じであれば、汚染が表⾯に⼀様に存在する場合と同⼀として扱うことができる。

n：総計数率（s-1） nb ：バックグラウンド計数率（s-1）εi ：ベータ線に対する機器効率
As ：表⾯汚染密度（Bq/cm2）
W：放射線測定器の有効窓⾯積（cm2） εs ：表⾯汚染の線源効率

⇒

評価対象物
⼩型輸送物
⼿で扱う物、近傍で扱う物

 指⽰値の平均化の範囲

 ⼀般的なGM管式表⾯汚染サーベイメータ指⽰値の計算⽅法

εi ＝0.40、W＝19.6、εs ＝0. 5

クリアランス線量規準相当の
表⾯汚染密度（Bq/cm2）
外部被ばく
吸⼊摂取
経⼝摂取
12,000
33
3.1
2,100
33
4.0

ガイドライン紹介

28/48

計画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 解説⇒

Munakata
Ogino and Hattori⇒対数丸めで10Bq/cm2 （IAEA GSR Part3と同⼿法）

1.5E+01100

Eu-154εi ＝0.35、W＝19.6、εs ＝0.25

表⾯汚染
線量評価モデル

5.4E+00

Eu-152n − nb = As × εi ×W ×ε s ガイドラインの線量規準に相当する表⾯汚染サーベイメータ指⽰値の⼀例
 搬出物品の⼤きさを考慮した評価対象物の選定

Ogino and Hattori

核種
C-14

計画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 解説

ガイドライン紹介

ガイドライン紹介

30/48

緊急時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 解説

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 ガイドラインの線量規準に相当する表⾯汚染サーベイメータ指
⽰値の⼀例

緊急時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 解説
 ガイドラインの線量規準に相当する表⾯汚染サーベイメータ指⽰値の⼀例
 表⾯汚染密度から年実効線量への換算

モデル評価によりサーベイメータ指⽰値を導出

安全側の結果を与えるモデル

 表⾯汚染線量評価モデル

 IAEA TECDOC-1449 Munakataモデル

使⽤済み燃料キャスク（R 2.3ｍ、L 5.9ｍ円筒）、⼩型輸送物（S 0.3m⽴⽅体）
作業形態：輸送
核種数：356種類
評価基準：単位表⾯汚染密度あたりの年間被ばく線量（mSv)

Munakataモデルの「使⽤済み燃料キャスク」

 Ogino and Hattori モデルの「近傍で扱う物」

 Ogino and Hattori モデル

使⽤済み燃料キャスク

⼀般化形状（⼿で扱う物0.1m2、近傍で扱う物1m2、遠隔で扱う物10m2）
作業形態：公衆（成⼈、⼦ども）の取扱い
核種数：20核種
評価基準：クリアランス線量基準相当の表⾯汚染密度
現実的なパラメータ：0.01ｍSv/年 低確率パラメータ：1ｍSv/年

放射性核種
I-131
Cs-134
Cs-137
放射性核種

近傍で扱う物

20

I-131
Cs-134
Cs-137

線量換算係数（(mSv/y)/(Bq/cm2)）
外部被ばく
経⼝摂取
吸⼊摂取
3.9 x 10-3
1.1 x 10-3
5.2 x 10-5
1.5 x 10-2
9.5 x 10-4
7.4 x 10-6
-3-4
5.8 x 10
6.5 x 10
3.2 x 10-5
線量換算係数（(mSv/y)/(Bq/cm2)）
外部被ばく
経⼝摂取
吸⼊摂取
7.7 x 10-5
1.2 x 10-3
1.8 x 10-6
1.5 x 10-3
1.9 x 10-4
5.6 x 10-6
-4-4
6.7 x 10
1.5 x 10
4.8 x 10-6

31/48
計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

ガイドライン紹介

ガイドライン紹介

32/48

緊急時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 解説

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 ガイドラインの線量規準に相当する表⾯汚染サーベイメータ指⽰値の⼀例
I-131：Cs-134：Cs-137 ＝100：1：1

使⽤済み燃料キャスク
I-131：1900 Bq/cm2
Cs-134：19 Bq/cm2
Cs-137：19 Bq/cm2
 ⼀定時間経過後存在⽐

使⽤済み燃料キャスク
I-131：4.4 Bq/cm2
Cs-134：440 Bq/cm2
Cs-137：440 Bq/cm2近傍の物
I-131：7600 Bq/cm2
Cs-134：76 Bq/cm2
Cs-137：76 Bq/cm2近傍の物
I-131：39 Bq/cm2
Cs-134：3900 Bq/cm2
Cs-137：3900 Bq/cm2

福島第⼀原⼦⼒発電所事故後から2011年9⽉16⽇まで100,000 cpmを汚染拡⼤防⽌スクリーニングレベルとして⽤いた現場の運⽤は、本ガイドラインと⽭盾するものではなかったと考えられる。



計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

搬出の可否の判断に係る留意事項
現⾏法令とは別の独⾃の視点から、ICRP の勧告や学会の存⽴基盤である学術的な知
⾒をベースにして、汚染した物の搬出の可否の判断規準を提⽰することとした。

JIS4504に準拠

本ガイドラインを実運⽤することで、現⾏の法令違反を促してしまうとの懸念を受け、本ガイドラインの適⽤にあたっての注記を例題に記載した。

n：総計数率（s-1） nb ：バックグラウンド計数率（s-1）εi ：ベータ線に対する機器効率
As ：表⾯汚染密度（Bq/cm2）
W：放射線測定器の有効窓⾯積（cm2） εs ：表⾯汚染の線源効率

33/48

ガイドライン紹介

ガイドライン紹介

34/48

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 解説

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 ガイドラインの線量規準に相当する表⾯汚染サーベイメータ指
⽰値の⼀例

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 解説
 ガイドラインの線量規準に相当する表⾯汚染サーベイメータ指⽰値の⼀例
 表⾯汚染密度から年実効線量への換算

モデル評価によりサーベイメータ指⽰値を導出

安全側の結果を与えるモデル

 表⾯汚染線量評価モデル

 Munakataモデルの「使⽤済み燃料キャスク」

 IAEA TECDOC-1449 Munakataモデル

 Ogino and Hattori モデルの「近傍で扱う物」

使⽤済み燃料キャスク（R 2.3ｍ、L 5.9ｍ円筒）、⼩型輸送物（S 0.3m⽴⽅体）
作業形態：輸送
核種数：356種類
評価基準：単位表⾯汚染密度あたりの年間被ばく線量（mSv)

放射性核種

 Ogino and Hattori モデル

使⽤済み燃料キャスク

⼀般化形状（⼿で扱う物0.1m2、近傍で扱う物1m2、遠隔で扱う物10m2）

作業形態：公衆（成⼈、⼦ども）の取扱い
核種数：20核種
評価基準：クリアランス線量基準相当の表⾯汚染密度
現実的なパラメータ：0.01ｍSv/年 低確率パラメータ：1ｍSv/年

I-131
Cs-134
Cs-137
放射性核種

近傍で扱う物

35/48
計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

ガイドライン紹介

36/48

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 解説

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況 ガイドラインの線量規準に相当する表⾯汚染サーベイメータ指
⽰値の⼀例
I-131：Cs-134：Cs-137 ＝0.01：1：1

使⽤済み燃料キャスク
I-131：0.44 Bq/cm2
Cs-134：44 Bq/cm2
Cs-137：44 Bq/cm2近傍の物
I-131：3.9 Bq/cm2
Cs-134：390 Bq/cm2
Cs-137：390 Bq/cm2

線量換算係数（(mSv/y)/(Bq/cm2)）
外部被ばく
経⼝摂取
吸⼊摂取
7.7 x 10-5
1.2 x 10-3
1.8 x 10-6
1.5 x 10-3
1.9 x 10-4
5.6 x 10-6
6.7 x 10-4
1.5 x 10-4
4.8 x 10-6

ガイドライン紹介

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 解説
 汚染拡⼤防⽌スクリーニングレベルの⼀例
汚染拡⼤防⽌スクリーニングレベル（cpm）
21,000190,000

⼀般的なGM管式表⾯汚染サーベイメータの最⼤レンジである13,000 cpmを上回る結果となった。この関係は、放射性ヨウ素が減衰し、放射性セシウムが⽀配的な状況となっても変わらない。
福島第⼀原⼦⼒発電所事故後から2011年9⽉16⽇以降に13,000 cpmを汚染拡⼤防⽌スクリーニングレベルとして⽤いた現場の運⽤は、本ガイドラインと⽭盾するものではなかったと考えられる。

 ⼀般的なGM管式表⾯汚染サーベイメータ指⽰値の計算⽅法
n − nb = As × εi ×W ×ε s

I-131
Cs-134
Cs-137

線量換算係数（(mSv/y)/(Bq/cm2)）
外部被ばく
経⼝摂取
吸⼊摂取
3.9 x 10-3
1.1 x 10-3
5.2 x 10-5
1.5 x 10-2
9.5 x 10-4
7.4 x 10-6
-3-4
5.8 x 10
6.5 x 10
3.2 x 10-5

 事故直後の場合
年実効線量1 mSv相当の表⾯汚染密度
表⾯汚染（Bq/cm2）
線量評価モデル
I-131
Cs-134
Cs-137
Munakata
0.44
4444
Ogino and Hattori
3.9
390
390

 年実効線量1 mSv に相当する表⾯汚染密度
 存在⽐

汚染拡大防止スクリーニングレベル（cpm）
460,000
1,800,000

⼀般的なGM管式表⾯汚染サーベイメータの最⼤レンジである100,000 cpmを上回る結果となった。この関係は、放射性ヨウ素が減衰し、放射性セシウムが⽀配的な状況となっても変わらない。

I-131：Cs-134：Cs-137 ＝0.01：1：1

 ⼀般的なGM管式表⾯汚染サーベイメータ指⽰値の計算⽅法
n − nb = As × εi ×W ×ε s 汚染拡⼤防⽌スクリーニングレベルの⼀例
 事故直後の場合
年実効線量10 mSv相当の表面汚染密
表面汚染度（Bq/cm2）
線量評価モデル
I-131
Cs-134
Cs-137
Munakata
1,900
19
19
Ogino and Hattori
7,600
76
76

 年実効線量10 mSv に相当する表⾯汚染密度
 事故直後 存在⽐

緊急時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 解説

JIS4504に準拠

 搬出の可否の判断に係る留意事項

n：総計数率（s-1） nb ：バックグラウンド計数率（s-1）εi ：ベータ線に対する機器効率
As ：表⾯汚染密度（Bq/cm2）
W：放射線測定器の有効窓⾯積（cm2） εs ：表⾯汚染の線源効率

現⾏法令とは別の独⾃の視点から、ICRP の勧告や学会の存⽴基盤である学術的な知
⾒をベースにして、汚染した物の搬出の可否の判断規準を提⽰することとした。
本ガイドラインを実運⽤することで、現⾏の法令違反を促してしまうとの懸念を受け、本ガイドラインの適⽤にあたっての注記を例題に記載した。

21

37/48

ガイドライン紹介

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

38/48

例題

ガイドライン紹介

例題

計画被ばく状況

 計画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
 緊急時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
 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

緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

 計画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
 緊急時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
 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

例題
本ガイドラインの対象となる「汚染した物」とは何を指すのでしょうか。具体名を教えてください。

例題
本ガイドラインの対象となる「搬出」とは、具体的にどこからの搬出を指すのでしょうか。

回答

回答

固体状のものであって、搬出時において有価物と判断されるものです。具体的には、⾞両、機材及びその他の物品です。ただし、⾷料品は除きます。

 計画被ばく状況：放射線管理区域からの搬出を指します。
 緊急時被ばく状況：事故が発⽣した現場あるいはその影響を受けた区域からの搬出を指します。
 現存被ばく状況：事故の影響を受けた区域あるいは復旧作
業中の区域からの搬出を指します。

39/48

ガイドライン紹介

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

40/48

例題

緊急時被ばく状況

計画被ばく状況：本ガイドラインでは、敢えて現⾏法令とは別の独⾃の視点から、ICRP の勧
告や学会の存⽴基盤である学術的な知⾒をベースにして、汚染した物の搬出の可否の判断規準を提⽰しています。現⾏の原⼦炉等規制法及び放射線障害防⽌法に基づく放射線管理区域からの搬出には適⽤できませんので注意が必要です。⼀⽅、この指⽰値の⼀例は、原⼦⼒安全委員会の「東京電⼒株式会社福島第⼀原⼦⼒発電所事故の影響を受けた廃棄物の処理処分等に関する安全確保の当⾯の考え⽅（平成23 年6 ⽉3 ⽇）」で⽰された考え⽅に沿ったものであり、「平成⼆⼗三年三⽉⼗⼀⽇に発⽣した東北地⽅太平洋沖地震に伴う原⼦⼒発電所の事故により放出された放射性物質による環境の汚染への対処に関する特別措置法」（平成23 年8 ⽉30 ⽇
法律第110 号）の下にある区域からの搬出には適⽤可能です。

回答 本ガイドラインは有価物の搬出を対象としており、直接産
廃業者に持ち込まれることはありません。しかし、有価物として再使⽤した後に産廃業者に持ち込まれる可能性はありますが、産廃業者の汚染検出レベルは空間線量率の指⽰値（μSv/h）で設定されており、解説に⽰した指⽰値の⼀例のレベルで汚染した物品による空間線量率を保守的な仮定で評価しても、通常の測定⽅法であれば、産廃業者の汚染検出レベルをほとんど超えることはありません。

 緊急時被ばく状況：本ガイドラインでは、敢えて現⾏法令とは別の独⾃の視点から、ICRP の勧告や学会の存⽴基盤である学術的な知⾒をベースにして、汚染した物の搬出の可否の判断規準を提⽰しています。現⾏法令の指⽰値を⽤いていれば、本ガイドラインと⽭盾するものではありません。
 現存被ばく状況：本ガイドラインでは、敢えて現⾏法令とは別の独⾃の視点から、ICRP の勧
告や学会の存⽴基盤である学術的な知⾒をベースにして、汚染した物の搬出の可否の判断規準を提⽰しています。2011 年9 ⽉16 ⽇以降に13,000cpm を汚染拡⼤防⽌スクリーニングレ
ベルとして⽤いている現場の運⽤は、本ガイドラインと⽭盾するものではありません。

緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

計画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

例題
本ガイドラインに従って汚染物品を搬出した場合、その後の産
廃業者の測定で汚染が検出されることが考えられますが、問題ないのでしょうか。

回答

計画被ばく状況



現存被ばく状況

例題
本ガイドラインの解説に⽰された表⾯汚染サーベイメータ指⽰値の⼀例を⽤いて、現場の搬出管理を⾏っても良いのでしょうか。

41/48

例題

計画被ばく状況

 計画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
 緊急時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
 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



ガイドライン紹介

ガイドライン紹介

42/48

例題

ガイドライン紹介

例題

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況 緊急時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
 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



計画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

現存被ばく状況

例題
本ガイドラインの判断規準にある「被ばく線量を低減する措置」とは何でしょうか。具体的に教えて下さい。

例題
国際原⼦⼒機関（IAEA）の国際基本安全基準（BSS）では、免除やクリアランスの線量規準として、現実的なシナリオやパラ
メータの場合には年間0.01mSv オーダーとし、シナリオやパラメータの発⽣確率が低い場合には年間1mSv としていますが、本ガイドラインではどうなのでしょうか？

回答
外部被ばくを低減させるためには、置き場所を明確にして、みだりに接近しないための措置を講じること、内部被ばくを低減させるためには、飲⾷する場所に置かず、取り扱った⼈は⼿洗いを励⾏することなどが挙げられます。

回答
汚染した物から受ける被ばくは、発⽣頻度が低確率ではなく現実的なものであるため、本ガイドラインでは搬出可否の判断規準を年実効線量およそ0.01mSv 以下と規定しました。なお、
解説に⽰した指⽰値の⼀例についても、IAEA BSS で⽰された
現実的なシナリオやパラメータの場合に適⽤された年間
0.01mSvオーダーの線量規準に基づいて導出されています。

22

43/48

ガイドライン紹介

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

44/48

例題

緊急時被ばく状況 緊急時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
 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

現存被ばく状況

現存被ばく状況

例題
緊急時被ばく状況/現存被ばく状況から搬出される物品には、国内の遠く離れた汚染のない地域で再使⽤されるものもあると思いますが、問題ないのでしょうか。

回答

回答
搬出した物品による被ばくについては、判断規準にある年線量が⻑期にわたって継続することは考えにくく、健康影響の観点からは問題ないと判断しています。また、ICRP は、⻑期放射線被ばく状況における公衆の防護について、「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。（Pub.82パラグラフ130）」と勧告しています。

ガイドライン紹介

46/48

例題



緊急時被ばく状況

緊急時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

現存被ばく状況

緊急時被ばく状況
現存被ばく状況

 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

例題
放射性プルームの通過によって汚染した物品を放射線管理区域から搬出する場合、本ガイドラインにしたがって判断して良いのでしょうか。
プルーム由来の核種で汚染した物品の搬出の可否は、従来利⽤していた核種と事故に起因する核種とが異なる場合、若しくは核種が同じであっても両者を明確に区別できる場合には、本ガイドラインにしたがって判断できます。

緊急時初期対応では、現場の状況に即して速やかに活動することが重要であり、すべての物品に対する放射線測定が実施できない場合には、最も汚染が懸念される物品で代表して測定するなど、合理的な⽅法の適⽤が可能です。

本ガイドラインでは、現⾏法令とは別の独⾃の視点から、ICRP の勧告や学会の存⽴基盤である学術的な知⾒をベースにして、汚染した物の搬出の可否の判断規準を提⽰しています。現⾏の原⼦炉等規制法及び放射線障害防⽌法に基づく放射線管理区域からの搬出には適⽤できませんので注意が必要です。
また、このような状況下におけるクリアランス及びNR（放射性廃棄物でない廃棄物）については、経済産業省原⼦⼒安全・保安院の「東京電⼒株式会社福島第⼀原⼦⼒発電所事故に係るフォールアウトによる原⼦⼒施設における資材等の安全規制上の取扱いについて」（平成24 年3 ⽉30 ⽇）や、原⼦⼒安全基盤機構の報告書「東京電⼒株式会社福島第⼀原⼦⼒発電所事故に伴うフォールアウトの影響の有無を判断する測定⽅法の検討（JNES-RE-2012-0014）」（平成24 年7 ⽉）で⽰されているように、プルーム由来の核種も含めて判断するように規定されていますので、注意が必要です。

ガイドライン紹介

48/48

例題



例題

回答

回答

計画被ばく状況

ガイドライン紹介

計画被ばく状況

例題
緊急時初期対応では、すべての物品に対する放射線測定が実施できない事態も想定されますが、どのように対処すれば良いのでしょうか。

47/48

 緊急時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
 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

例題
本ガイドラインの判断規準は、全⾝の「実効線量」で与えられていますが、臓器（⽪膚、甲状腺など）の「等価線量」は考えなくて良いのでしょうか。

計画被ばく状況
緊急時被ばく状況

例題

計画被ばく状況

⽪膚については、実効線量による管理で、確定的影響が発⽣す
るしきい値を下回ることになります。また、甲状腺については、ヨウ素の内部被ばく防⽌のための管理が別途⾏われますので、本ガイドラインとしては実効線量で設定しておけば⼗分と考え
ます。

45/48

ガイドライン紹介

ガイドライン紹介

例題

計画被ばく状況

緊急時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

緊急時被ばく状況

例題
⾞両を持ち出したとき、運転⼿はずっとその⾞両を使⽤するケースが多いので、被ばく線量は⼤きくなるのではないでしょうか。

現存被ばく状況

緊急時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

例題
ガイドラインの根拠となる考え⽅として、「本ガイドラインでは、汚染した物からの被ばくに対する線量規準に参考レベルの上限値である
年線量100 mSvの1/10の割り当てることとした」とありますが、問題ないのでしょうか。

回答
福島第⼀原⼦⼒発電所事故の経験では、警戒区域から持ち出された⾞のワイ
パー、タイヤ、窓ガラスのゴムパッキン等の⾞両外部に加えて、ラジエータ近傍
やタイヤを外した際のブレーキディスク等の⾞両内部でも表⾯汚染レベルが⾼かったことが報告されています。このような⾞両を整備する整備⼠の外部被ばく
線量について調査された結果（注）によれば、「緊急時対応として適⽤されてきたスクリーニング基準（100,000 cpm）のもとで持ち出された⾞を、福島県の整備⼯場で整備した場合の年間の整備⼠の外部被ばく線量は、保守的に評価しても1 mSv以下であり、通常の使⽤状況による⾞両の整備であれば、整備⼠の健康に特段の影響はない」と判断されています。この評価では、整備⼠が汚染部
位からの放射線に年間120時間直接さらされるという設定になっています（福島県の⾞の整備⼠が汚染⾞両を取り扱う割合について、 福島県内の⾞両総数に対する警戒区域内の⾞両の割合6%を⽤いて、年間の作業時間2,000時間から計算）。運転⼿については同⼀⾞両を運転するため、年間の被ばく時間が120時間
よりも⻑くなることも考えられますが、⾞の構造材によって遮蔽され低減された
放射線にさらされることを勘案すると、運転⼿の被ばく線量は整備⼠の被ばく線
量よりも⼩さくなると判断できます。

回答
緊急時被ばく状況においては、本ガイドラインで扱う汚染した物以外にも、事故発⽣現場に残った線源、プルーム、⼟壌に沈着した放射性
核種、汚染⾷品など、複数の被ばく経路が存在することになります。
本ガイドラインでは、これらの被ばく経路が10を超えて重畳することはありそうもないと判断できることから、すべての被ばく経路から受ける線量が参考レベルを超えないことを保証するために、汚染した物からの被ばくに対する線量規準に参考レベルの上限値である年線量100 mSvの1/10を割り当てることとしました。この考え⽅は、国際
原⼦⼒機関（IAEA）の安全要件⽂書GSR Part.7でも採⽤されています。

（注）原⼦⼒安全基盤機構、警戒区域から持ち出された⾞の整備による整備⼠の外部被ばく線量評価に関する調査報告書、平成23年12⽉http://www.nsr.go.jp/archive/jnes/content/000120250.pdf

23

第 2 部 放射性核種ごとの防護上の制限値に関する専門研究会報告

座長：松本 雅紀（放医研）

24

25

研究会の設立趣旨と活動経緯

中村尚司（東北大）26

27

2016年2月5日
日本保健物理学会シンポジウム

専門研究会設立の背景

日本保健物理学会 専門研究会

 放射性物質に関する防護上の制限値

放射性核種ごとの防護上の制限値

・輸送物の放射能収納限度・規制免除レベル（放射能濃度、放射能）・クリアランスレベル
・自然起源放射性核種の制限値
・表面汚染に係わる制限値
・放射性物質の危険数量（危険量D値）
・その他の制限値（食品、飲料水、飼料など）

ー専門研究会の設立趣旨と活動経緯ー

説明者

中村尚司（東北大)
1
2

専門研究会設立の背景

専門研究会設立の背景
 ICRPのモデル、データベースの改訂、更新
・外部被ばく線量_換算係数
ICRP Publ.74➡ICRP Publ.116
・内部被ばく線量_線量係数
ICRP Publ.68 ➡ICRP Publ.XX 現在の防護上の制限値導出に使用されるモデ
ル、データベース等
・外部被ばく線量_換算係数
ICRP Publ.74
・内部被ばく線量_線量係数
ICRP Publ.68

・放射線加重係数、組織加重係数：ICRP Publ.103
・呼吸器系モデル、組織内の動態挙動： ICRP Publ.130
・消化管モデル：： ICRP Publ.100
・ボクセルファントムデータ： ICRP Publ.110
・核種放出放射線データ： ICRP Publ.107⇒ICRPにおける改訂を受けて、防護上の制限値の改訂が国際的な場（IAEA等）で行われる予定。
（例：TRANSSCなど）
4

3

専門研究会設立の目的

専門研究会の構成員
主査：中村 尚司 （東北大学名誉教授）
幹事：松本 雅紀（放射線医学総合研究所）
委員：山中 庸靖（元、日立製作所）
岩井 敏 （原子力安全推進協会）
杉浦 紳之（原子力安全研究協会）
荻野 晴之（電力中央研究所）
近内 亜紀子（海上技術安全研究所）
谷 幸太郎（放射線医学総合研究所 企画委員2015.8～11）
早川 信博 （ＭＨＩニュークリアシステムズ・ソリューション
エンジニアング）
飯塚 裕幸（埼玉医科大学、企画委員会 ～2015.7）
牧平淳智（東電、企画委員 2015.12～ ） 核種ごとの防護上の制限値に関する国際な場での再評価に先行して、先導的な調査・検討を行い、その結果の情報提供（過去の経緯も含む）

 線量評価方法等に係わる関係者相互間の交流（情報・意見交換）の活性化

5

6

28

専門研究会の活動経緯
第1回（2014.6.4）

設立趣旨、今後の進め方、実施予定

第2回 (2014.8.19）

ICRP線量評価モデル、核種ごとの防護上の制限値の例、
A1,A2値、規制免除値、D値導出根拠
TRANSSCの状況等

第3回(2014.12.12）

IAEAにおける検討状況、国内における検討の経緯

第４回(2015.2.20）

国内外の動向（ICRP線量評価モデル、防護上の制限値とその導出根拠、IAEA等での検討状況、国内での検討状況）

第5回(2015.5.15）
第6回(2015.8.7）
第7回(2015.9.16）

報告書のまとめ、整理、作成に関する検討

第7回(2016.1.15）

報告会説明資料の相互レビュー

729

放射性核種ごとの防護上の制限値に関して荻野

晴之（電中研）30

31

専門研究会 報告書

日本保健物理学会シンポジウム
放射性核種ごとの防護上の制限値に関する専門研究会報告会

目次
 第1章
 第2章

放射性核種ごとの防護上の制限値に関して

 第3章
 第4章

電力中央研究所 荻野 晴之

 第5章
2016年2月5日 於東京大学

平成26-27年度 放射性核種ごとの防護上の制限値に関する専門研究会
主査： 中村 尚司 幹事：松本 雅紀
委員：山中 庸靖、岩井 敏、杉浦 紳之、荻野 晴之、近内 亜紀子、 谷 幸太郎、
早川 信博、飯塚 裕幸、牧平 淳智

2016

2016

1

本発表に対応する箇所＝第2章 2.2

2.2 放射性核種ごとの防護上の制限値

 国際規則
1.
2.
3.

本発表

4.

 2.2.1 国際規則における核種ごとの制限値の策定経緯
 2.2.2 国内規則における核種ごとの制限値の策定経緯
 2.2.3 今後へ向けた課題

5.
6.

 国内規則A型輸送物の放射能収納限度
規制免除レベル
クリアランスレベル
自然起源放射性核種及び表面汚染に係る制限値
危険量D値
その他の制限量 WHO飲料水水質ガイドライン
 放射線緊急時の判断基準

2.3 防護上の制限値の導出

 コーデックス委員会の食糧及び飼料の規格

 2.3.1 数値の算出方法
 2.3.2 数値導出上の課題
2016

2

2.2で検討経緯を整理した制限値の一覧

2.1 ICRPによる線量評価体系の構築
 2.1.1 線量評価に関連するICRP勧告の変遷
 2.2.2 内部被ばくに関する最近のICRPの動向
 2.2.3 今後のICRP第2専門委員会の動向

緒言
国内外における核種ごとの制限値の検討に係る整理
国内外における核種ごとの制限値の見直し動向
今後の国際基準策定の議論に参加するための検討
結言

1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.

下限数量及び下限濃度
空気中濃度限度
排気・排液中濃度限度
埋設濃度上限値
クリアランスレベル
指定廃棄物の指定基準
A1値及びA2値
D値（放射線源登録制度、INES
評価尺度）

9.

汚染食品基準（暫定規制値、規格基準値）

審議会や原安委等での検討経緯、各基準値が示された法令

IAEAやEC等での検討経緯
詳細は、本発表スライド15ページ以降を参照
3

2016

抽出した課題4

課題１
排気・排水中濃度限度

1) 排気・排水中濃度限度2) 食品放射能基準
3) 緊急作業者の線量制限
4) クリアランス
5) 放射化物の規制
6) ICRP 116の国内法令への取り入れ

現在の濃度限度は、排気・排水口のところで排出される空気又は水を1年間連続摂取し続ける、という、およそ現実にはあり得ない仮定に基づいており、非常に安全側の設定になっている
これをもっと実際に即したシナリオに基づく評価を取り入れて改訂する必要がある
専門研究会報告書54ページより

専門研究会報告書54-57ページ
2016

5

2016

32

6

放射線審議会 基本部会の提言

課題１

代表的個人の公衆の線量評価への適用

現実的なモデルに基づいた公衆の線量評価

 「代表的個人」は、公衆の放射線防護の検討において、公衆を代表する線量を評価するために有効な概念であり、現実的なモデルに基づいた公衆の線量評価に代表的個人を用いることは妥当である。

 代表的個人に対して、その空気吸入量と水の摂取量から現実的な被ばく線量を評価し、その代わり1 mSvの限度ではなくて、300 µSvの線量拘束値を使うなどの方法が考えられる（専門研究会報告書54ページ）

 ただし、代表的個人を考慮した線量評価が困難である場
合には、従来の考え方である保守的な状況の仮定やパラメータの設定に基づく公衆の線量評価を行うべきである。

従来の保守的な仮定の継続も可能だが 「代表的個人を考慮した線量評価が困難である場合」とは、具体的にどのようなケースか また、代表的個人の考え方を様々な状況に適用していくた
めに、放射線防護に精通する関係学会により、その具体例等の検討や提示が行われることが適切である。

具体例等の検討や提示が必要
 放射線防護に精通する関係学会で、今後、どのような活動・連携が可能か

基本部会第二次中間報告45ページより
2016

7

2016

課題２

課題３

食品放射能基準

緊急時の作業従事者の被ばく限度 2012年4月1日より、食品中の放射能濃度基準を設定す
る線量規準をそれまでの年間5 mSvから1 mSvに引き下げ

放射線審議会基本部会の第二次中間報告書
国際機関において推奨される緊急作業に従事する者に許容する線量と国際的調和について 流通する食品の汚染割合として、乳児用食品及び牛乳で100%、一般食品で50%を想定

緊急時被ばく状況に適用する線量の制限値の意味合いについて
緊急作業に従事する者の要件について

 対策が進んだ現在ではあり得ない仮定
 このような基準を維持していることが、逆に風評被害を引き起こしている一因になっていないか平成27年7月、原子力規制庁と厚生労働省から放射線審議会に諮問

 現在は食品の汚染検査で検出される事例もごく少ないことから、早急に現実を踏まえた再検討が必要ではないか

妥当との答申後、技術基準が見直され、改訂規則等
は、平成27年8月31日公布、来年4月1日施行

専門研究会報告書54ページより
2016

9

2016

課題３

10

課題４

250 mSvは、限度か参考レベルかクリアランス 規制庁は「限度」でなく、万一超えても「正当化」と「最適化」が認められれば配慮するという扱い
 厚労省は「限度」として扱い、超えれば指導 国際的には、限度でなく、あくまでも参考のレベル

 ICRPやIAEAの放射性廃棄物の規制免除に係る個人線量の規準として、10 µSv/年が国内法令に取り入れられたが、原子力発電所等から出る大量の廃棄物に対して考慮されたクリアランスレベルと、それよりはるかに量の少ない
放射線取扱事業所から出る廃棄物のクリアランスレベルが同じで良いかどうかは議論の余地がある

緊急時と通常時の線量をどう管理するか
 両省庁とも、通常時と緊急時の被ばく線量を合算して、生涯で1,000 mSvを超えないように管理 5年の積算期間内に起こった事故で、積算線量が100
mSvを超えた場合、残りの期間は年5 mSvが限度

 これはもともと大量の廃棄物に対してそれが集積された時の影響を考慮して決められたもので、量の違いによる検討がなされるべきであろう
 国による認可と検認に多額の費用が掛かる点も、一般の放射線事業所がクリアランス制度を利用する上での問題となっている

 次の積算期間では、生涯線量1 Svを考慮した上で、その残りの線量の範囲で被ばく管理が行われることになる専門研究会報告書56ページより

専門研究会報告書54-56ページより
2016

8

11

2016

33

12

課題５

課題６
ICRP 116の国内法令への取り入れ

放射化物の規制

 放射線審議会基本部会第二次中間報告

 平成10年10月30日、放射化物の取り扱いに関する課長通知
 「放射化物」は、放射線発生装置の使用に伴って、放射化させることを目的とせずに有意の放射能が認められるに至った放射線発生装置及び実験機器と定義され、線量測定によって管理されてきた

 障害防止法の「放射線を放出する同位元素の数量等を定める件」第26条で、外部放射線の種類に応じた実効線量への換算に関する事項を規定

 平成24年4月1日、放射化物が法令の規制対象となり、RIによって汚染されたものと同じに放射性汚染物であると定義された

 新しい報告書が刊行された際には、規定の更新について検討すべき（同報告42ページ）

 ICRP Pub. 116 「外部被ばくに対する放射線防護量のための換算係数」 Ann. ICRP 40 (2‐5), 2010

 放射性汚染物という表現は、「放射化物ではその中に存在する原子数のほんの一部しか放射性核種になっていない」という科学的事実を無視しており、今後変更されるべきである

 2007年勧告で、陽子と中性子に対する放射線加重係数が変更されたことを受けて、実効線量換算係数を変更した

 放射化物がクリアランス制度に組み込まれたことから、廃棄する場合には核種の同定が必要になり、従前の線量管理だけでは済まなくなっており、極めて複雑になっている

 現行の告示別表の数値を変更することを至急行うべき

 日常管理でどこまでを放射化物とするのかのガイドラインを設けることは、今後の発生装置と施設の廃棄等を考える上で極めて重要

 放射線施設（特に中性子を生成する加速器施設）の遮へい設計
計算に直接影響する専門研究会報告書57ページより

専門研究会報告書56ページより
2016

13

2016

14

放射性核種ごとの防護上の制限値
I.

国際機関における策定経緯（報告書p. 31~）

1)
2)
3)
4)
5)
6)

A型輸送物の放射能収納限度
規制免除レベル
クリアランスレベル
⾃然起源放射性核種及び表⾯汚染に係る制限値
危険量D値
その他の核種ごとの制限値

II. 国内規則における策定経緯（報告書 p. 41~）

以下、参考資料

1)
2)
3)
4)
5)
6)
7)
8)
9)
10)
11)
12)

下限数量及び下限濃度（放射線安全）空気中濃度限度
排気・排⽔中濃度限度
埋設濃度上限値
クリアランスレベル
指定廃棄物の指定基準
A1値及びA2値
下限数量及び下限濃度（輸送安全）
D値（放射線源登録制度）
汚染⾷品基準（暫定規制値）
D値（INES評価尺度）
汚染⾷品基準（規格基準値）

III. 今後へ向けた課題（報告書 p.54~）
2016

15

2016

16

1) A型輸送物の放射能収納限度 (TBq)
 IAEA放射性物質安全輸送規則 (旧SS-6)

 初版は1961年
 1973年改訂において、A1/A2システムと呼ばれるA型輸送物の放射能収納限度が採⽤される
 1985年改訂において、現在につながるQシステムと呼ばれる輸送事故を想定した従事者の被ばくシナリオが旧英国放射線防護局(NRPB)より創案され、A1値(⾮散逸性向け)及びA2値(特別形以外向け)が核種毎に定められる国際機関における策定経緯• A1値は外部被ばく(破損した輸送物から1 mの距離に30分間滞在)• A2値は外部被ばくに加えて、内部被ばく(吸⼊摂取、⽪膚被ばく及びサブマージョン)を考慮• ⽣涯に1回の被災を想定し、当時の従事者の線量限度50 mSvの実効線量、⽪膚を含めた個々の臓器の等価線量500 mSv、⽬の⽔晶体の等価線量150 mSvを参照線量として設定

 改訂や⽂書番号体系の変更(旧ST-1, 旧TS-R-1)を経て、最新版の2012年版個別安全要件SSR-6に引き継がれている• A1値及びA2値は、対象核種の追加や修正等による数値の⾒直しは⾏われているものの、Qシステムの基本に変更はなく現在に⾄り、取り⼊れ核種数は383個（天然ウラン、濃縮ウラン、肺吸収速度の差異等含む）

2016

17

2016

34

18

2) 規制免除レベル (Bq/g, Bq)

2) 規制免除レベル (Bq/g, Bq)
 国際原⼦⼒機関(IAEA)における検討 欧州委員会(EC)における検討 1993年：欧州指令書における報告を要しない濃度及び量を確⽴するための原則と⽅法(RP-65)が出版

EC RP-65の規制免除レベルを1996年版のIAEA国際基本安全基準(BSS)に取り⼊れるとともに、RP-65に含まれていない輸送特有の核種についても同様の⼿法で追加計算を実施し取り⼊れた• 1985年：ICRP勧告「放射性固体廃棄物処分に関する放射線防護の諸原則 (Publ. 46)」
• 1988年：IAEA安全指針「放射線源及び⾏為の規制上の管理からの免除の原則(SS-89)」

 1999年：欧州基本安全基準指令に含まれない放射性核種における免除の濃度と量(NRPB-R306)が出版• 当時、輸送特有のシナリオについても同様の⼿法で試算されたものの、RP-65との差は⼤きくないとして、旧ST-1へはRP-65の規制免除値が取り⼊れられた• NRPBが、RP-65に含まれない核種について同様の⼿法（但し、内部被ばく評価は最新のICRPデータ)で追加計算を実施

 通常時及び事故時における作業者並びに処分場における公衆が評価の対象
 多くとも1トンのオーダーまでの⽐較的⼩規模な放射性物質の使⽤が念頭に置かれている 被ばく経路が複数のシナリオとして準備され、参照線
量は、通常時10 µSv/年及び事故時1 mSv/年の実効線量、50 mSv/年の⽪膚等価線量
2016

2012年版の放射性物質輸送安全規則(SSR-6)では、A1値、A2値と同じ383核種の規制免除レベ
ルが取り⼊れられた
2014年、BSSが全般的安全要件GSR Part 3に改訂され、NRPB-R306の規制免除レベルを追加して、776核種となっている
19

2016

3) クリアランスレベル (Bq/g)4) ⾃然起源放射性核種及び表⾯汚染に係る制限値
 欧州委員会における検討 欧州委員会 (EC)における検討 2001: クリアランス及び免除の概念の実⽤的な利⽤─第2部:
免除とクリアランス概念の⾃然放射線源への適⽤ (RP-122
Part 2)

1988年：原⼦⼒施設解体からの材料再利⽤のために推奨する放射線学的防護の判断基準(RP-43)
96/29/EURATOM指令書に基づいてRP-43を⾒直す1998年：原⼦⼒施設解体からの⾦属再利⽤に推奨す
る放射線学的防護の判断基準(RP-89)• ⾃然起源の放射性物質 (NORM)や鉱⽯の採掘や処理に伴って発⽣する物質について検討• これらの産業では⼤量の物質を扱うため、規制免除とクリアランスを区別せず、線量規準は300 µSv/年を採⽤• 導出⽅法：表⾯密度 (RP-101)、質量濃度(RP-117)

 国際原⼦⼒機関における検討2000年：原⼦⼒施設解体からの建屋と建屋破⽚のク
リアランスに推奨する放射線学的防護の判断基準(RP-113)

 2004年: 安全指針「規制除外、規制免除及びクリアランスの概念の適⽤」(RS-G-1.7)• 導出⽅法：RP-114• ⼈⼯放射性核種と⾃然放射性核種の取扱いを区別し、⾃然放射性核種については、国連科学委員会(UNSCEAR)2000年報告における世界規模での濃度分布調査結果から、1 Bq/g（但し、K-40は10 Bq/g)を⼀律に設定

個⼈線量規準10 µSv/年オーダー、集団線量規準1 ⼈
Sv/年、⽪膚等価線量規準50 mSv/年を採⽤
2001年「クリアランス及び免除の概念の実⽤的な利⽤─第1部：⾏為に対する全般的クリアランスレベルへの指針(RP-122 Part 1)」
2016 2012年:個別安全要件「放射性物質安全輸送規則」(SSR-6)• NORMについては規則中の各制限値の10倍を超えない範囲で、放射性核種としての利⽤の意図にかかわらず、SSR-6の規則の適⽤からは除外することとした（2009年版の旧TS-R-1までは、放射性核種として利⽤するために処理することが意図されていない場合に限定されていた）

21

2016

22

5) 危険量D値 (TBq)

4) ⾃然起源放射性核種及び表⾯汚染に係る制限値

 放射線源管理指標の評価

 国際原⼦⼒機関における検討 2005年IAEA安全指針「放射線源の分類」(RS-G-1.9)において、放射線源が有する危険度に応じて管理のレベルを決めるためのD
値が33核種について定められる

⾮固定性の表⾯汚染限度値として、4 Bq/cm2（アルファ核種では0.4 Bq/cm2）が施設からの持ち出し基
準に採⽤されているが、そのルーツはIAEAの「放射性物質安全輸送規則」(旧SS-6)の1967年版
1998年、欧州で使⽤済燃料の輸送容器表⾯に最⼤数
千Bq/cm2に及ぶ汚染が発⾒され、輸送が数年間停⽌
これを契機にIAEAでは表⾯汚染限度について核種毎に管理するための共同研究計画(CRP)を設置
2005年に技術⽂書「輸送物及び輸送⼿段の⾮固定性汚染の放射線学的側⾯」(TECDOC-1449)を発刊
規則化の検討を実施し、今までの基準維持に加えて、オプションとして核種毎の基準を加えることが提案されたものの、最終段階で否決された経緯がある
2016

20

• 線源の⾮管理状態のシナリオで評価し（密着保有、室内放置、⾶散物の吸引・摂取・⽪膚汚染及びサブマージョン） 、死亡⼜は深刻な障害（確定的影響）の危険性を定量的指標として⽰す• 外部被ばくに対する制限D1値と内部被ばくに対する制限D2値の⼩さい⽅の値を以てD値を設定

 国際原⼦⼒事象評価尺度の評価

 D値は、2005年以降の国際原⼦⼒事象尺度(INES)における輸送事故時の評価にも使⽤されることになった
 2006年のIAEA「放射性物質の危険数量D値 (EPR-D-VALUES
2006」で、373核種についてD値が定められる

 緊急時対応範囲の評価

 2007年IAEA安全指針「原⼦⼒⼜は放射線緊急事態の対策の準備」(RS-G-2.1)において、予防的措置範囲(PAZ)及び緊急防護措置計画範囲(UPZ)が定められている• 緊急時に内部被ばくを⽣じさせる核種iのインベントリの10%が⼤気中に放出されたとした場合の、放射能量Aiと当該核種の制限値D2iとの⽐の合計であるΣAi /D2iに基づいた範囲を半径として例⽰している

23

2016

35

24

6) その他の核種ごとの制限値
 世界保健機関の飲料⽔⽔質ガイドライン

 2011年にWHOが同ガイドラインの第4版を出版• 線量規準0.1 mSv/年、年間摂取量730 L/年、成⼈の線量係数（Sv/Bq）を⽤いて、191核種のレベル（Bq/L）を設定

 国際原⼦⼒機関の放射線緊急時の判断基準

国内規則における策定経緯 2002年安全要件「原⼦⼒⼜は放射線の緊急事態に対する準備と対応」(GS-R-2)• ⾷品に対する⼀般的対策レベル(kBq/kg)として、⼀般に消費される⾷物並びにミルク、乳児⾷及び飲料について、各12核種の値を設定

 2011年⼀般安全指針「原⼦⼒⼜は放射線の緊急事態への準備と対応に⽤いる判断基準」(GSG-2)• 放射線緊急時を対象に、⾷物、ミルク⼜は飲料⽔の初期設定の運⽤上の介⼊レベルOIL6（線量規準10 mSv/年）を357核種について設定

 コーデックス委員会の⾷糧及び飼料の規格

 1995年FAO&WHO「⾷糧及び飼料中の汚染物質及び毒素に関するコーデックス⼀般規格」(CODEX STAN 193-1995)• 1 mSv/年の介⼊免除レベル、成⼈550 kg/年、乳児200 kg/年の摂取量を⽤いて、20核種のレベルを設定

2016

25

2016

各被ばく状況／安全領域
放射線安全

廃棄物安全

1) 下限数量及び下限濃度 (Bq, Bq/g)
 「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」の対象となる放射性同位元素は、その数量(Bq)及び濃度(Bq/g)のいずれもがその核種毎に原⼦⼒規制委員会が定める数量及び濃度を超えるもの

輸送安全

計画被ばく
状況

1) 下限数量及び下 4) 埋設濃度上限
限濃度値2) 空気中濃度限度 5) クリアランス
3) 排気・排液中濃レベル度限度6) 指定廃棄物の指定基準

7) A1値及びA2値
8) 下限数量及び下
限濃度

緊急時被ば
く状況

9) D値(放射線源
登録制度)10)汚染⾷品基準(暫定規制値)

該当無し

11)D値(INES評価
尺度)

現存被ばく
状況

12)汚染⾷品基準(規格基準値)

該当無し

該当無し

2016

 下限数量及び下限濃度=規制免除値
 告⽰「放射線を放出する同位元素の数量等を定める件」の別表第1で、化学系等(第⼀覧)に応じた、数量(第⼆欄)と濃度(第三欄)が与えられている
 放射線審議会基本部会においてIAEA-BSS(1996)値の国内法令取り⼊れについて検討がなされ、平成17年6⽉1⽇より施⾏
 それ以前の数量及び濃度• 数量：密封線源で3.7 MBq、⾮密封線源で3.7 kBqから3.7 MBq
まで⼀桁ずつ4群（現在は、密封・⾮密封に関わらず、核種毎に1kBqから1 TBqまでの10桁の数量）• 濃度：⼀律の値(74 Bq/g)（ 現在は、核種毎に10桁(0.1~1x108
Bq/g)の濃度）

27

2016

2) 空気中濃度限度 (Bq/cm3)

3) 排気・排液中濃度限度（Bq/cm3）

 放射線業務従事者が常時⽴ち⼊る場所において、⼈が呼吸する空気中の放射性同位元素の⼀週間についての平均濃度に対して定められた濃度限度 告⽰「放射線を放出する同位元素の数量等を定める件」の第七条で規定、別表第2の第四欄で提⽰
 職業⼈の線量限度である年実効線量50 mSvに相当す
る⼀週間あたりの実効線量1 mSvが参照線量 放射性同位元素を扱う施設等が監視設備を設けて排気・排液中の濃度を監視する場合に、排気・排液⼝における放射性同位元素の三ヶ⽉間についての平均濃度に対して定められた濃度限度 告⽰「放射線を放出する同位元素の数量等を定める件」の第⼗四条で規定。別表第2で、化学系等(第⼀覧）に応じて、排気（第五欄）と排液（第六欄）について提⽰ 公衆の線量限度である年実効線量1 mSvが参照線量

28• IAEA安全基準で⽰されたものではなく、⽇本が独⾃に計算• 年間呼吸量及び年間摂取量を使⽤。環境放出後の拡散は考慮せず• ICRP Publ. 66の呼吸気道モデル及びICRP Publ. 72までの体内動態モデルを使⽤。AMADは1 µm。

• 5年間で100 mSvという線量限度についての考慮はない• IAEA安全基準で⽰されたものではなく、⽇本が独⾃に計算• 線量係数はICRP Pub. 68、呼吸率は毎分20L、作業時間は周40時間（年2,000時間相当）、放射性エアロゾルの粒⼦径（AMAD: 空気⼒学的放射能中央径）は5 µm• 詳細は、⽇本原⼦⼒研究所・河合ら「ICRPの内部被ばく線量評価法に基づく空気中濃度等の試算」

2016

26

 限度という位置付けではないが、発電⽤軽⽔炉施設に対しては、「線量⽬標値に関する指針（原⼦⼒委員会決定）」が定められている

 施設周辺の公衆が受ける線量が実効線量で年間0.05 mSvを超えないように、放出管理の⽬標値を設定

29

2016

36

30

4) 埋設濃度上限値 (Bq/ton)5) クリアランスレベル (Bq/g)

 埋設事業の許可申請を⾏うことができる低レベル放射性廃棄物中の放射性核種濃度の最⼤値

 核原料物質、核燃料物質及び原⼦炉の規制に関する法律の第六⼗⼀条の⼆の第⼀項
 原⼦⼒事業者等は、⼯場等において⽤いた資材その他の物に含まれる放射性物質についての放射能濃度が放射線による障害の防⽌のための措置を必要としないものとして原⼦⼒規制委員会
規則で定める基準を超えないことについて、原⼦⼒規制委員会
規則で定めるところにより、確認を受けることができる 確認を受けたものは、炉規法、廃棄物の処理及び清掃に関する法律、及びその他の政令で定める法令の適⽤では、核燃料物質
によって汚染された物でないものとして取り扱われる
 製錬事業者等における⼯場等において⽤いた資材その他の物に含まれる放射性物質の放射能濃度についての確認等に関する規則の別表第⼀で、33核種を規定。加⼯事業者については、同規則別表第⼆に5核種（ウラン）を規定
 原安委が⽇本独⾃の値を計算したが、国際的整合性等の⽴場から、IAEAが2004年に出版した安全指針RS-G-1.7に⽰された値を採⽤することが適切と判断された経緯がある
 平成24年には、放射線障害防⽌法が⼀部改正され、第三⼗三条の三において、許可届出使⽤者、届出販売業者、届出賃貸業者
及び許可廃棄業者に適⽤されるクリアランス制度が規定された

 上限値を下回る場合でも、直ちに許可がなされるものではなく、個々の埋設施設・計画ごとに安全性が⾒極められ、可否を判断
 国内では、トレンチ処分、ピット処分、余裕深度処分に区別•••

トレンチ：核燃料物質⼜は核燃料物質によって汚染された物の第⼆種廃棄物埋設の事業に関する規則の別表第⼆で、3核種（Co-60, Sr-90, Cs-137）に対して設定
ピット：同規則の別表第⼀で、6核種（C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137）とα核種（10 GBq/t）に対して設定
余裕深度：核原料物質、核燃料物質及び原⼦炉の規制に関する法律施⾏例の第三⼗⼀条で、4核種（C-14, Cl-36, Tc-99, I-129）とα核種に対して設定

 IAEA基準で⽰されたものではなく、⽇本が独⾃に計算• 平成22年に、埋設濃度上限値に関する昭和62年基本部会報
告の⾒直しがなされた結果、管理期間終了後における線量基
準としては我が国でも1 mSv/年を担保するための値として、
0.3 mSv/年を超えない値を採⽤することが処分⽅法によらず適切であるとされた

 関連した値として、原⼦⼒施設の廃⽌措置の終了確認の基準（サイト解放基準）がある• 事業者は線量拘束値0.3 mSv/年を⽤いてALARAであることを証明できるように判断基準値を設定する（JNES報告書）

2016• RI汚染物について53核種、放射化物について37核種

31

2016

32

6) 指定廃棄物の指定基準 (Bq/kg)7) A1値及びA2値 (TBq) 平成⼆⼗三年三⽉⼗⼀⽇に発⽣した東北地⽅太平洋沖地震に伴う原⼦⼒発電所の事故により放出された放射性物質による環境の汚染への対処に関する特別措置法

 ⽇本における放射性物質輸送に係る規制体系は、主としてIAEA輸送規則に基づいて構築されている

 IAEA輸送規則は条約ではないため、法令取り⼊れに強制⼒を有するものではないが、IAEA輸送規則は「危険物輸送の国連勧告」(オレンジブック)に取り⼊れられるため、国際海事機関(IMO)及び国際⺠間航空機関(ICAO)の条約を通して、海上及び航空輸送においては、IAEA輸送規則に基づき国内法令への取り⼊れが⾏われてきた経緯がある
 航空輸送の国際条約が2015年1⽉1⽇から発効されたことを受けて、関連する国内規則の改正が⾏われたところである

 特措法施⾏規則第⼗四条では、特別な管理が必要な程度に事故由来放射性物質により汚染された廃棄物の指定に係る基準について、事故由来放射性物質であるCs-134についての放射能濃度及びCs-137についての放射能濃度の合計が8,000
Bq/kgと定めている• 基準より⼩さい場合には、⼀般の廃棄物と同様の⽅法によって処理されることになる 放射線障害防⽌法施⾏規則における区分(第⼗⼋条)

 放射能濃度の合計が100,000 Bq/kgを超える場合には、埋設処分の基準が別に規定されている（特措法施⾏規則第⼆⼗六条）
 IAEA基準で⽰されたものではなく、⽇本が独⾃に計算 原安委が平成23年6⽉3⽇に⽰した当⾯の考え⽅に基づいて、廃棄物を取り扱う作業者及び周辺住⺠の年間の被ばく線量が実効線量で1 mSvを下回り、埋設処分を終了した最終処分場の周辺住⺠の年間の被ばく線量が実効線量で0.01 mSvを下回るように設定された
2016

 危険性が極めて少ない放射性同位元素等として原⼦⼒規制委員会の定めるもの（L型輸送物）、原⼦⼒規制委員会の定める量を超えない量の放射能を有する放射性同位元素等（A型輸送物）、
前号の原⼦⼒規制委員会の定める量を超える量の放射能を有す
る放射性同位元素（BM型輸送物⼜はBU型輸送物）
 区分の判断に⽤いる核種毎の制限値は、放射性同位元素等の⼯場⼜は事業所の外における運搬に関する技術上の基準に係る細⽬等を定める告⽰で、⽰されている• 第⼆条でL型輸送物、第三条でA型輸送物（A1値、A2値）

33

2016

9) D値（放射線源登録制度） (TBq)

8) 下限数量及び下限濃度 (Bq, Bq/kg)

 平成23年1⽉より、放射線源登録制度が導⼊ 1)下限数量及び下限濃度（計画被ばく状況─
放射線安全）を参照

IAEA「放射線源の安全とセキュリティに関する⾏動規範」に基づく⽬的は、危険度の⾼い個々の線源を特定し、所持、在庫確認等の情報の国への報告を義務付けることで、不法な所持、譲渡、譲受を早期に探知すること
密封された放射性同位元素であって⼈の健康に重⼤な影響を及ぼすおそれがあるものを定める告⽰

 本項に関係する法令としては、A1値及びA2値と同様、船舶安全法、航空法、放射線障害防⽌法など多岐にわたる しかし、原⼦炉等規制法では、施設関係が規制免除を取り⼊れていないため、核原料物質と核燃料物質関連の陸上輸送について、本項は取り⼊れられていない
2016

34

• 告⽰別表第⼀覧に、⼀定の数量以上の密封された放射性同位元素の判断に⽤いられるD値が与えられている• D値以下であれば対象外、D値の10倍以上であればすべての密封された放射線源が対象となる• IAEAが2006年8⽉に出版した“Dangerous qualities ofradioactive material (D-values)”で⽰されたD値

35

2016

37

36

11) D値 (INES評価尺度)

10) 汚染⾷品基準 (暫定規制値) (Bq/kg)

 「核原料物質、核燃料物質及び原⼦炉の規制に関する法律」第六⼗⼆条の三において、事故や事象があった場合の主務⼤⾂等への報告が義務付
けられている

 厚⽣労働省医薬⾷品局⾷品安全部⻑「放射能汚染された⾷品の取り扱いについて」(平成23年3⽉17⽇)

 当⾯の間、原安委の指針「原⼦⼒施設等の防災対策について」で⽰された指標値を暫定規制値として使⽤し、これを上回る⾷品については、⾷品衛⽣法第六条第⼆号で定める「有害な、若しくは有害な物質が含まれ、若しくは付着し、⼜はこれらの疑いがあるもの」に当たるものとして⾷⽤に供されることがないよう販売その他について⼗分に処置するよう注意
 同指針は、1980年6⽉に策定され、2010年8⽉までに14回改訂されていたが、そのうち指標値についてはチェルノブイリ事故やJCO事
故の経験を踏まえて、3回改訂されていた
 ⾷品からの被ばくに対する年間の許容線量は、放射性ヨウ素に対しては甲状腺預託等価線量で50 mSv、放射性セシウムに対しては実効線量で5 mSvと設定され、⾷品カテゴリーごとに線量が割り当てられた。また放射性ヨウ素では⼀⽇平均摂取量の全量、放射性セシ
ウムでは半分が汚染⾷品として想定された。
 この⾷品衛⽣法上の暫定規制値は、平成24年3⽉31⽇まで適⽤された。平成24年4⽉1⽇以降は、後述の規格基準値が適⽤された。
2016

 この報告を受けて、国はINES暫定値を評価し、レベル2以上に分類された事象⼜は事象
発⽣国以外の公衆の関⼼が⾼く情報提供が要求される事象については、INES暫定値を速やかにIAEAに報告することになる
 INESの国内適⽤は1992年より原⼦⼒発電所に対して開始されており、その後、放射性同位元素等の使⽤・保管・廃棄等を⾏う施設まで対象が拡⼤され、2010年4⽉以降は施設外の運搬まで含められている

 INES評価は、三つの基準（基準1:⼈と環境に与える影響、基準2: 施設
における放射線バリアと管理、基準3: 深層防護への影響）によって⾏
われる ⼈と環境に与える影響について、核種毎に定められたD値の2,500倍を超える放射能が輸送中の放射線源から放出された場合にはレベル5と評価され、同様に250倍を超える
場合にはレベル4と評価される。
 深層防護への影響について、放射線源が有する放射能AのD値に対する⽐（A/D）に応じて、線源カテゴリーが4つ（0.01≦A/D<1, 1≦A/D<10, 10≦A/D<1,000,
1,000≦A/D）に分類される
 詳細は、IAEAが2009年に発刊した「INESユーザーマニュアル(2008年版)」を参照

37

2016

12) 汚染⾷品基準 (規格基準値) (Bq/kg)
 厚⽣労働省では、暫定規制値に適合している⾷品について、健康への影
響はないと⼀般的に評価され、安全は確保されているとしたものの、より⼀層、⾷品の安全と安⼼を確保するため、⾷品から許容することのできる放射性セシウムの線量を、年間5 mSvから年間1 mSvに引き下げることを基本として、薬事・⾷品衛⽣審議会において新たな規格基準値設
定のための検討を⾏った 平成24年2⽉24⽇の審議会⾷品衛⽣分科会において、⾷品中の放射性物質に係る規格基準値案が了承される 厚⽣労働⼤⾂は、⾷品衛⽣法第11条第1項に基づき、「乳及び乳製品の成分規格等に関する省令」及び「乳及び乳製品の成分規格等に関する省
令別表の⼆の(⼀)の(1)に規定に基づき厚⽣労働⼤⾂が定める放射性物質を定める件」の⼀部の改正等を⾏い、⾷品中の放射性物質の規格基準
値が設定された 飲料⽔に対する規格基準値である10 Bq/kgに相当する年間線量の約0.1 mSvを差し引いた上で、残りの線量が⼀般⾷品に割り当てられた
 放射性セシウムに対する暫定規制値の設定と同様に、流通する⾷品の50%が汚染されていると想定された
 年齢や性別などにより評価対象の公衆が10区分に分けられ、区分ごとに⼀般⾷品の摂取量と経⼝摂取による線量係数を⽤いて限度値が導出され、最も低い値（13-18歳の男
性：120 Bq/kg）を下回る100 Bq/kgが基準とされた
 乳児⽤⾷品と⽜乳の規格基準値については、放射線への感受性が⾼い可能性があるとされる⼦どもへの配慮から、独⽴の区分とし、⼀般⾷品の半分の50 Bq/kgとされた

2016

39

38

38

39

防護上の制限値の導出に関して

早川信博（MHI NS エンジ）

40

41

発表内容と報告書との対応

2016年2月5日
日本保健物理学会シンポジウム

第2 章 国内外における核種ごとの制限値の検討に係る整理
2.1 国際放射線防護委員会（ICRP）による線量評価体系の構築 8
2.1.1 線量評価に関連するICRP 勧告の変遷
92.1.2 内部被ばくに関する最近のICRP の動向
24
2.1.3 今後のICRP 第２専門委員会の動向
29
2.2 放射性核種ごとの防護上の制限値
312.2.1 国際規則における核種ごとの制限値の策定経緯
31
2.2.2 国内規則における核種ごとの制限値の策定経緯
41
2.2.3 今後へ向けた課題
54
2.3 防護上の制限値の導出
58
2.3.1 数値の算出方法
58
2.3.2 数値導出上の課題
124

第2部 ： ｢放射性核種ごとの防護上の制限値に関する専門研究会｣ 報告

現状と課題の整理 ：

防護上の制限値の導出に関して
早川 信博 （MHI NSエンジ）© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd.
All Rights Reserved.

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd.
All Rights Reserved.

防護上の制限値1A1値 および A2値 （ SSR-6(SSG-26) ） A1値およびA2値 基本的概念

A型輸送物の核種ごとの収納放射能限度 [TBq] を定める値

A型輸送物の核種ごとの収納放射能限度 [TBq] を定める値

 規制免除値
通常時および事故時に、ヒトへの健康障害のリスクが無視できるレベルであり、それを取り扱う行為などを規制の枠外にできる放射能の濃度[Bq/g]および放射能[Bq]の限度値である。

 A1値 ： 非散逸性の個体状放射性物質、または放射性物質を収納している密封カプセル（特別形放射性物質）に対する値

 クリアランスレベル

 A2値 ： 特別形放射性物質以外（非特別形放射性物質）の放射性物質に対する値

施設の廃止措置等によって発生する大量の放射性廃棄物を、環境負荷低減等を目的としてリサイクルするために、放射性物質として扱う必要のない区分を設けるためのもの。

 危険量D値

 A1/A2値は、その他の輸送物の収納限度の尺度としても利用されている。

危険量D値は、放射性物質が管理下になくなった場合、被ばくした人が死亡又は生活の質を低下させる深刻な障害を起こし得る放射性物質の量である。
© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd.
All Rights Reserved.

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd.
All Rights Reserved.

2

A1値 および A2値 （ SSR-6(SSG-26) ）3

A1値 および A2値 （ SSR-6(SSG-26) ） 想定シナリオ（被ばく経路）

 収納限度Q値の導出
Q値は以下の基準に基づいて導出される。

 光子（中性子）による外部被ばく（QA値）
 電子による外部被ばく（QB値）• 破損した輸送物から1mの距離に30分間滞在する。

 事故に伴って輸送物の近傍で被ばくする従事者の実効線量又は預託実効線量は、50[mSv]の参照線量を超えてはならない。

 吸入摂取による内部被ばく（QC値）• エアロゾルとして収納放射能の10-6が吸入摂取される。

 事故に巻き込まれた従事者の皮膚を含めた組織・器官が受ける線
量又は預託等価線量は、0.5[Sv]を超えてはならず、特別な場合として、水晶体は0.15[Sv]を超えてはならない。

 汚染の転移による皮膚被ばく（QD値）• 収納放射能の1%が皮膚に5時間付着する。
 サブマージョンによる外部被ばく（QE値）• ガス状の収納放射能が100%放出され、4回／時の換気が行われる300m3の室内に30分間滞在する。
© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd.
All Rights Reserved.

 事故後、従事者が輸送物から1[m]の場所に30分以上留まる可能性は低い。
© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd.
All Rights Reserved.

4

42

5

A1値 および A2値 （ SSR-6(SSG-26) ）A1値 および A2値 （ SSR-6(SSG-26) ） 参照線量 A1/A2値の導出（預託）実効線量： 0.05 [Sv] (QA, QC, QE)
皮膚を含めた個々の臓器の等価線量 ： 0.50 [Sv] (QB, QD)
水晶体の等価線量： 0.15 [Sv]

 A1：特別形（飛散しないもの）
QA値とQB値のうち、小さい値。
A1 = min(QA, QB)

例）

収納量がQC値 [TBq] 以下
であれば、吸入摂取被ばく経路を想定しても線量限度（参照線量）以下となる。

·

D
1×10-6DCinhC A2：非特別形（飛散するもの）
A1値、QC値、QD値およびQE値のうち、最も小さい値。

: 参照線量 0.05 [Sv]
: 輸送物収納量に対する吸入割合 [－]: 放射性核種ごとの吸入実効線量係数 [Sv/Bq]: 10-12 [TBq/Bq]© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd.
All Rights Reserved.

A2 = min(A1, QC, QD,QE)© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd.
All Rights Reserved.

6

規制免除値 （ 欧州委員会RP-65 ）

規制免除値 （ 欧州委員会RP-65 ） 想定シナリオ（被ばく経路）

 基本的概念

シナリオ

放射能濃度に関する被ばく経路

放射能に関する被ばく経路
B2.1 汚染した手からの外部被ばく

通常時と同じ被ばく時間や発生確率を考慮すると、通常使用時の方が被ばく線量が高くなるため、本項目の計算は実施していない。

飛散

 想定シナリオ（被ばく経路）

事故時

作業者

通常時および事故時に、ヒトへの健康障害のリスクが無視できるレベルであり、それを取り扱う行為などを規制の枠外にできる放射能の濃度[Bq/g]および放射能[Bq]の限度値である。

B2.2 汚染した顔からの外部被ばく
B2.3 汚染した床面からの外部被ばく
B2.4 汚染した手からの経口摂取
B2.5 再浮遊放射能の吸入摂取
B2.6 エアロゾル，ダスト雲からの外部被ばく

放射能濃度に関する被ばく経路

放射能に関する被ばく経路
B1.1 点線源からの外部被ばく

A1.2 1m3線源からの外部被ばく

B1.2 線源取扱による外部被ばく

B2.7 皮膚の汚染
B2.8 粉塵，揮発性物質の吸入摂取
B2.9 燃焼生成物からの外部被ばく

A1.3 気体容器からの外部被ばく
公衆A1.4 粉塵，揮発性物質の吸入摂取
A1.5 汚染した手からの経口摂取

処分場

通常時

作業者

A1.1 線源取扱いによる外部被ばく

火災

シナリオ

7

A3.1 処分場からの外部被ばく

B3.1 処分場からの外部被ばく

A3.2 処分場からのダストの吸入摂取 B3.2 処分場からの吸入摂取
A3.3 処分場での経口摂取

B3.3 処分場の物の取扱いによる皮膚被ばく
B3.4 処分場での経口摂取© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd.
All Rights Reserved.

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd.
All Rights Reserved.

8

9

クリアランスレベル （ RS-G-1.7(SRS No.44) ）規制免除値 （ 欧州委員会RP-65 ） 規制免除値の導出① 1[Bq/g]の放射能濃度または1[Bq]の放射能あたりの各被ばく経路における実効線量、皮膚等価線量を計算する。
② 各被ばく経路の実効線量、皮膚等価線量をそれぞれ被ばく経路のグループ毎に合算する。
③ 個々のグループ毎の免除値を次式で計算する。
グループ毎の免除値（放射能、放射能濃度）

 基本的概念
施設の廃止措置等によって発生する大量（1トンのオーダーを超える）の放射性廃棄物を、環境負荷低減等を目的としてリサ
イクルするために、放射性物質として扱う必要のない区分を設けるためのもの。

線量基準値

 想定シナリオ（被ばく経路）

②合算線量

シナリオ

説明

WL

処分場の作業者又はその他の施設の作業者（鋳物工場以外）

線量基準 [ mSv/年 ]実効線量

皮膚等価線量普通の状況（通常時）

0.01

50

最悪の状況（事故時）

1

50

被ばく対象

関連した被ばく経路
処分場における外部被ばく

作業者

処分場における吸入摂取
汚染物質の直接経口摂取
鋳物工場における機材やｽｸﾗｯﾌﾟからの外部被ばく

WF④ ③で計算されたグループ毎の免除値のうち、最小値を採用する。

鋳物工場の作業者

作業者

鋳物工場における吸入摂取
汚染物質の直接経口摂取© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 10
All Rights Reserved.

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 11
All Rights Reserved.

43

クリアランスレベル （ RS-G-1.7(SRS No.44) ）クリアランスレベル （ RS-G-1.7(SRS No.44) ） 想定シナリオ（被ばく経路）

 想定シナリオ（被ばく経路）
シナリオ

説明

被ばく対象

その他の作業者（ト
ラック運転手など）

WO

子供（1～2y）

RL-C
RL-A

処分場又はその他の施設の近隣住民
鋳物工場の近隣住民

子供（1～2 y）

RH

汚染物質で建てられた住居の住民（17 y以上）

RP

汚染物質で建てられた公共の場の付近の住民汚染された飲料水，魚，及びその他の食品の経口
摂取

SKIN

鋳物工場付近での吸入摂取

成人（17 y以上）

スクラップ置き場や金属リサイクル施設などの埃っぽい環境の作業場（低確率シナリオのみに適用）

埃っぽい環境の作業場で起こり得る放射性物質を含む粉塵による皮膚汚染
作業者

 線量基準人工起源放射性核種について、10μSv/年を基準線量に用いる場
合に現実的パラメータを使用し、1mSv/年を基準線量として用いる場
合には低確率なパラメータを使用する。なお、皮膚被ばくの基準線量としては確定的影響を防ぐため50mSv/年が用いられる。

外部被ばく
子供
（1～2 y）

関連した被ばく経路

子供（1～2 y）

汚染した土壌で育った汚染された食品の経口摂取

住居内での外部被ばく

成人

被ばく対象

私設井戸からの水の使用や汚染した河川からの魚の消費をす
る住民

RW-A

処分場又はその他の施設の付近での吸入摂取処分場又はその他の施設の付近での吸入摂取
成人（17y以上） 汚染した土壌で育った汚染された食品の経口摂取

RF

説明

RW-C

関連した被ばく経路
トラック上の機材又は積み荷からの外部被ばく

作業者

シナリオ

汚染した粉塵の吸入摂取
汚染物質の直接経口摂取© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 12
All Rights Reserved.

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 13
All Rights Reserved.

クリアランスレベル （ RS-G-1.7(SRS No.44) ）危険量 D値 （ EPR-D-VALUES 2006 ） クリアランスレベルの導出

 基本的概念

各被ばく経路の線量基準に対する放射能濃度を導出

危険量D値は、放射性物質が管理下になくなった場合、被ばくした人が死亡又は生活の質を低下させる深刻な障害を起こし得る放射性物質の量であり、最小臨界量と化学的毒性も考慮している。飛散しない場合（D1値）と飛散する場合(D2値)に分類して評価し，低い値をD値とする。D値では以下の健康障害を考慮している。また、セキュリ
ティ分野でも利用される。

放射能濃度が最小となる経路の値をクリアランスレベルとする。
＜被ばく経路の例＞ ： 外部被ばく（WL,WF,WO,RH,RPシナリオ）
,

·

·

·

·

·

·

1
·

 致死性の障害として、赤色骨髄、結腸障害、肺炎、重篤な皮膚影響

Eext,C ： 物質中の単位放射能濃度当たりの外部被ばくによる1年間預託実効線量[(μSv/y)/(Bq/g)]： 照射体系、距離、遮蔽、及び年齢層等に応じた物質中の単位放射能濃度当たりの平均実効線量率 [(μSv/h)/(Bq/g)]te： 被ばく時間 [h/y]
シナリオ毎にパラメータが異なる。
fd： 希釈係数 [-]
対象核種（基準線量）によって、
λ： 崩壊定数 [y-1]
一部のパラメータは、現実的な
t1： シナリオ開始前の減衰時間 [y]値と低確率な値を用いる。
t2： シナリオ期間中の減衰時間 [y] 非致死性の障害として、軟組織の壊死、甲状腺の壊死・炎症、白内障、不妊・排卵・精子増殖抑制など© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 14
All Rights Reserved.

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 15
All Rights Reserved.

危険量 D値 （ EPR-D-VALUES 2006 ）危険量 D値 （ EPR-D-VALUES 2006 ） 想定シナリオ（被ばく経路）

 参考レベル（専門家アプローチ）
参考レベルの線量は、それを超えなければ、被ばくを受けた人に影響の発現を避けられる線量のことである。

I.

ポケット ： 遮蔽のない線源（500gまで）をポケットに保有（10時間）し、近接の軟組織に影響を及ぼす。
II. 室 内 ： 室内に放置された遮蔽のない線源（１tonまで）が放置され（100時間）、
全身に被ばくする。
III. 吸 引 ： 火災、爆発によって飛散した空気中（300m3の室内）の放射性物質の1×10-4の割合を吸引し、30分滞在し、内部被ばくを受ける。
IV. 経口摂取： 火災、爆発によって飛散した汚染により、不注意で経口摂取する場合と、汚染された飲料水を飲む場合（1000m3の水に全て溶解し2㍑/日
で5日間）に、内部被ばくを受ける。
V. 汚 染 ： 火災、爆発により飛散した放射性物質が皮膚に付着し（全放射能の内
1×10-2が5時間付着）、皮膚の外部被ばくを受ける。
VI. 浸 漬 ： 火災、爆発により、放射性の希ガスが室内（300m3）に充満し、30分間滞在して外部被ばくを受ける。

外部被ばくによる重篤な確定的健康影響の発現に関する参考レベル(D1値)
被ばく経路

参考レベル

影響

決定臓器・組織

軟組織の壊死軟組織

25

表面汚染からの接触被ばく

湿性落屑

皮膚基底膜

25

遠隔線源又はイマージョンからの全身被ばく

注） 参照

胴

1

隣接線源からの軟組織の被ばく[Gy]注） 数値は全身均等照射による重篤な確定的健康影響の発現に対する最小の参考線量である。

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 16
All Rights Reserved.

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 17
All Rights Reserved.

44危険量 D値 （ EPR-D-VALUES 2006 ）危険量 D値 （ EPR-D-VALUES 2006 ） 参考レベル（専門家アプローチ）
参考レベルの線量は、それを超えなければ、被ばくを受けた人に影響の発現を避けられる線量のことである。

 閾値レベル（リスクアプローチ）
閾値レベルとは、理論的に、被ばくを受けた人の 5%に影響を引き起こす線量である。

内部被ばくによる重篤な確定的健康影響の発現に関する参考レベル(D2値)
被ばく経路

影響

臓器・組織

吸入又は
経口摂取

造血器
症候群

赤色骨髄

吸入摂取

肺炎

呼吸気道
胸郭領域

∆ [d]

数値 [Gy]

被ばく経路

影響

1

2

隣接線源からの軟組織の被ばく

軟組織の壊死

軟組織

25

25

365

表面汚染からの接触被ばく

湿性落屑

皮膚真皮

10

タイプSa)、長寿命の90Sr放出体（90SrTiO3ｂ)）

40

365

遠隔線源又はイマージョンからの全身被ばく

注） 参照

胴

1

その他の低LET放射線放出体

6

2

5

365

注） 数値は全身均等照射による重篤な確定的健康影響の発現に対する最小の閾値線量である。

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 18
All Rights Reserved.

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 19
All Rights Reserved.

危険量 D値 （ EPR-D-VALUES 2006 ）危険量 D値 （ EPR-D-VALUES 2006 ） 閾値レベル（リスクアプローチ）
閾値レベルとは、理論的に、被ばくを受けた人の 5%に影響を引き起こす線量である。

 D1値の導出（専門家アプローチ ； ED1値）
使用するシナリオは飛散しない線源による以下の2つである。
 隣接線源からの局所被ばくを対象とする“ポケット”シナリオ（シナリオⅠ）
 遠隔線源からの全身被ばくを対象とする“室内”シナリオ（シナリオⅡ）

内部被ばくからの預託RBE荷重線量の閾値レベル(D2値)

吸入又は経口摂取
吸入摂取

影響

閾値レベル

標的臓器・組織

数値 [Gy-Eq]

0.2 （Z≧90）

造血器症候群赤色骨髄肺炎

呼吸気道肺胞－間質領域30

2 （Z≦89）

EA
Ⅰ

∆ [d]
30

MⅠ
EA
Ⅱ

30

吸入又は経口摂取

胃腸症候群

結腸

20

30

吸入又は経口摂取

甲状腺機能低下症

甲状腺

2

365

MⅡ
AC

： 軟組織に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能 [Bq]
： シナリオⅠの質量限度 5×102 [g]： 胴に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能 [Bq]
： シナリオⅡの質量限度 1×106 [g]： 最小臨界量 [Bq]Ⅰ,

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 20
All Rights Reserved.

Ⅱ,© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 21
All Rights Reserved.

危険量 D値 （ EPR-D-VALUES 2006 ）危険量 D値 （ EPR-D-VALUES 2006 ） D2値の導出（専門家アプローチ ； ED2値）

 D1値の導出（リスクアプローチ ； RD1値）
使用するシナリオは飛散しない線源による以下の2つである。

使用するシナリオは飛散した放射性核種による以下の4つである。
 吸入摂取（シナリオⅢE）
 皮膚汚染（シナリオⅤ）

閾値レベル[Gy-Eq]タイプSa)、長寿命の高LET放射線放出体

甲状腺機能
甲状腺
甲状腺集積放射性核種低下症
タイプSは肺からの遅い吸収を指す
不溶性90Sr化合物の特殊なケース

被ばく経路

臓器・組織

あらゆる放射性核種

吸入又は
経口摂取

a)
b)

外部被ばくからのRBE荷重線量の閾値レベル(D1値)

参考レベル

放射性物質の特性

 隣接線源からの局所被ばくを対象とする“ポケット”シナリオ（シナリオⅠ）
 遠隔線源からの全身被ばくを対象とする“室内”シナリオ（シナリオⅡ） 経口摂取（シナリオⅣ） 放射性希ガスからのイマージョン（シナリオⅥ）
EA
Ⅲ～Ⅵ ：

各シナリオで対象
臓器・組織に重篤な確定的健康影
響を引き起こしうる初期放射能 [Bq]
MⅢ～Ⅵ ： 各シナリオの質量限度 [g]
≡

,Ⅵ

RA
Ⅰ

MⅠ
RA
Ⅱ
MⅡ
AC

(希ガス：85Kr)
Ⅲ

,

ⅴ,

： 軟組織に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能 [Bq]
： シナリオⅠの質量限度 5×102 [g]： 胴に重篤な確定的健康影響を引き起こしうる初期放射能 [Bq]
： シナリオⅡの質量限度 1×106 [g]： 最小臨界量 [Bq]
Ⅰ,

その他
の核種

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 22
All Rights Reserved.

Ⅱ,© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 23
All Rights Reserved.

45危険量 D値 （ EPR-D-VALUES 2006 ）危険量 D値 （ EPR-D-VALUES 2006 ） D値の導出 D2値の導出（リスクアプローチ ； RD2値）
使用するシナリオは飛散した放射性核種による以下の4つである。
 吸入摂取（シナリオⅢR）
 皮膚汚染（シナリオⅤ）

それぞれの計算アプローチにおいて、D1値とD2値の小さい方をD値とする。

 経口摂取（シナリオⅣ） 放射性希ガスからのイマージョン（シナリオⅥ）【専門家アプローチ】

RA
Ⅲ～Ⅵ ：

各シナリオで対象
臓器・組織に重篤な確定的健康影
響を引き起こしうる初期放射能 [Bq]
MⅢ～Ⅵ ： 各シナリオの質量限度 [g]
Ⅵ,
Ⅲ,,【リスクアプローチ】
,

(希ガス)
Ⅳ,

ⅴ,

その他
の核種
© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 25
All Rights Reserved.

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 24
All Rights Reserved.

数値導出上の課題
 最新知見による見直し
 参照線量、被ばく経路等の見直しについては、被ばく状況のタイプ（計画、緊急時被ばく状況）、事故の発生頻度、被ばくカテゴリー（職業被ばく、公衆被ばく）等について考慮し、輸送の実態に即して検討する必要がある。
 ICRP最新データへの更新（線量換算係数、核データ）
ICRP Publ.116（外部被ばく線量換算係数）、Publ.107（核データ）等

 評価方法の高度化
皮膚組成の模擬、制動放射
電子の自己残留遮蔽効果など

モンテカルロ法コードの活用

体内におけるｺﾝﾌﾟﾄﾝ散乱・光電効果（最新換算係数ICRP116で考慮）© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd. 26
All Rights Reserved.

© 2015 MHI Nuclear Systems And Solution Engineering Co., Ltd.
All Rights Reserved.

46

27

47

線量評価に関して岩井敏（原安進）

48

49

2016年2月5日
日本保健物理学会シンポジウム

このプレゼンと報告書との対応

日本保健物理学会 専門研究会

第2章 国内外における核種ごとの制限値の検討に係る整理
2.1 国際放射線防護委員会（ICRP）による線量評価体系の構築
2.1.1 線量評価に関連するICRP勧告の変遷
2.1.2 内部被ばくに関する最近のICRPの動向
2.1.3 今後のICRP第２専門委員会の動向
2.2 放射性核種ごとの防護上の制限値
2.2.1 国際規則における核種ごとの制限値の策定経緯
2.2.2 国内規則における核種ごとの制限値の策定経緯
2.2.3 今後へ向けた課題
2.3 防護上の制限値の導出
2.3.1 数値の算出方法
2.3.2 数値導出上の課題

放射性核種ごとの防護上の制限値
ー線量評価に関してー

第3章 国内外における核種ごとの制限値の見直し動向
3.1 国外における核種ごとの制限値の見直し動向
3.1.1 英国における検討の概要
3.1.2 IAEAの輸送安全基準委員会の状況
3.1.3 国外における今後の取り組み予想
3.2 国内における核種ごとの防護上の制限値評価の動向
3.2.1 外部被ばく評価
3.2.2 内部被ばく評価
3.2.3 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価

説明者

岩井 敏（JANSI)
1

2

線量評価に関するICRP勧告の変遷（内部被ばく）Pub.1,6,9

主勧告
標準人データ・
ファントム

消化
管系

組織
系動
態

放射線データ

線量係数(Sv/Bq)個人モニタリング（作業者）

Pub.23
解剖学的データ

Pub.2
可溶性、難
溶性（不溶
性）

Pub.19
呼吸器系
モデルの
原型

Pub.103

線量評価に関するICRP勧告の変遷

実効線量（内部被ばく ー 特殊ケース）

Pub.89
解剖学的データ追加、細分化・胎児データ

Pub.110

Pub.66

Pub.130

呼吸器系モデルヒト呼吸器道モデル
F,M,S

Pub.66の
改訂

D,W,Y

Pub.2

Pub.30
胃腸管モデルPub。20

Pub.30

Pub.48Pub.56

Pub.67

Pub.69Pub.71

アクチ
ノイド
元素

アルカ
リ土類
元素

90元
素

Puの改
訂

公衆
(1)

公衆
(2)

公衆
(3)

公衆
(4)

Pub.38Pub.2
職業人(最大許容身体負荷料）

Pub.10（残留率、排泄率）

Pub.103
実効線量

Pub.130
職業人

放射性医薬品Pub.62
Pub.80(Addendum1）（Addendum2)

胚・胎児

乳児

Pub.106(Addendum3）

Pub.88Pub.95(1252核種）

Pub.68

Pub.72職業人

公衆(5)Pub.54

Pub.60
実効線量

Pub.26
実効線量当量Pub.53

Pub.107(800核種以上）

Pub.30,48
職業人

主勧告

Pub.100
ヒト消化管モデル

Publ.9

Pub.2

ボクセル
ファントム

Pub.30

胃、小腸、大腸上部、
大腸下部
Pub.2
90元素
以上
決定臓
器

Pub.60
実効線量

内部被ばく

内部被ばく

動態挙動モデル

呼吸器系

Pub.26
実効線量当量

決定臓器
Pub.2
球体ファン
トム

Pub.78（Pub.130）
考え方のみ

4（公衆の成人モデル反映）
3

線量評価に関するICRP勧告の変遷

内部被ばくに関する最近および今後のICRP動向(2)（外部被ばく）主勧告
標準人データ・ファントム

Pub.1,6,9

決定臓器Pub.21
半無限スラブファントム・
円筒ファントム

Pub.26
実効線量当量Pub.23
解剖学的データ（MIRD-5型ファントム）Aldersonファントム（決定器官）

外部被ば く

線量換算係数

Pub.60
実効線量

Publ.21

Pub.51(Pub.26ベース）

Pub.103
実効線量
Pub.89
解剖学的
データ追
加、細分
化・胎児
データ

Pub.74（Pub.60ベース）

Pub.110ボクセル
ファントム公衆の内部被ばくの線量係数等の改訂
・公衆年齢別（Part_1およびPart_２）
・胚・胎児
・乳児

 線量計算用ファントム
Pub.116

・成人
・子供（3か月乳児、1歳、5歳、10歳、15歳（男/女）・胎児、妊娠女性

（Pub.103
ベース）

5

6

50

内部被ばくに関する最近および今後のICRP動向(1)

国内における外部被ばく線量評価に関する動向(1)Occupational Intakes of Radionuclides Part1～5①最近の外部被ばく線量評価方法に関するワークショップ（原研_
保健物理部/原子炉工学部）
・第1回（１９９１）
・第2回（１９９６）
・第3回（２００２）

Part_1

・体内動態挙動モデルの総論
・個人モニタリング方法論
・新しい用語（DUPI, DUPC, S値等）

Part_2

14元素（H,C,P,S,Ca,Fe,Co,Zn,Sr,Y,Nb,Mo,Tc)組織
系動態挙動モデル、線量係数(Sv/Bq)、
モニタリングデータ②放射線防護に用いる線量概念の専門研究会（保健物理学会）（１９９６）

14元素（Ru,Sb,Te,I,Cs,Ba,Ir,Pb,Bi,Po,Rn,Ra,Th,U)
組織系動態挙動モデル、線量係数(Sv/Bq)、モニタリングデータ③線量概念検討ワーキンググループ（原子力学会_放射線工学部会）（２０１１）

Part_3

Part_4

ランタノイド、アクチノイド元素

Part_5

上記以外44元素

Pub.13078

国内における外部被ばく線量評価に関する動向(2)

国内における外部被ばく線量評価に関する動向(3)ー最近の外部被ばく線量評価方法に関するワークショップー
第1回(1991)①ICRP Pub.60による新たな線量概念と従来の線量概念の関係の関係（放射線加重係数と線質係数、実効線量と実効線量当量、等価線量と組織線量当量）

放射線防護に用いる線量概念の専門研究会（保健物理学会）2005

議論された課題②高エネルギー放射線防護（大型加速器、ＩＳＳ計画）
換算係数（光子、中性子、高エネルルギー荷電粒子）試算→SATIF(OECD/NEA)、ICRP Pub.116, Pub.123)

・放射線加重係数と線質係数の整合性（とくに10MeVの中性子と陽子・放射線加重係数の持つbilocality（両地点性）
・線質係数Q(L）の根拠の明確化
・防護量と実用量の2本立て（dual）な線量体系は必要か？
（←第2回_最近の外部被ばく線量評価方法に関する
ワークショップ）③実用量と防護量の関係(保守的か？）
第2回(1996)①実用量は必要か？（防護量と実用量の2本立ての体系）②実用量と法規(1cm線量当量、70μm線量当量）

第3回(2002）①中性子線量計校正法に関する研究会立上げ→保健物理学会②中性子校正場の情報と知見のまとめ→ISO12789‐1:2008等③国内の中性子場の情報まとめ→原子力学会から公表④高エネルギー中性子の線量評価の議論（ICRU実用量との関係等）

10
9

国内における内部被ばく線量評価に関する動向(1)－研究会活動－国内における外部被ばく線量評価に関する動向(4)線量概念検討ワーキンググループ（原子力学会_放射線工学部会）
2011~2012

議論された課題

1991－1992

体内被ばく線量評価コード専門研究会

1993－1994

ICRP新呼吸気道モデル専門研究会

保健物理学会2004－2005

ウランの健康影響専門研究会

保健物理学会2004－2005

ファントムの開発及び利用に関する専門研究会

保健物理学会2006－2007

内部被ばくに評価のための体外計測器に関する標準校正方法専門研究会

保健物理学会

・福島事故後での”正しい線量概念”の理解と普及
・無限平板線源における“周辺線量当量”、“個人線量当量”,と“実効線量”の関係⇒日本原子力学会誌 55(2) 83‐96 (2013)

保健物理学会2007－2008

ICRP新消化管モデル専門研究会

保健物理学会2012－2013

体外計測に関する標準計測法の策定に関する専門研究会

保健物理学会1211

51

国内における内部被ばく線量評価に関する動向(2)－内部被ばく計算コード(1)－

国内における内部被ばく線量評価に関する動向(3)－内部被ばく計算コード(2)－ICRP Pub.30モデルに基づくコード

ICRP Publ.60主勧告以降のモデルに基づくコード

IDES

放医研

INDES/IDEC

原研（科技庁）

DOSDAC

原研

MONDAL3

PIEDEC

三菱原子力

REIDAC

放医研
JAEA

TOSDAC‐1

東芝

DSYS

JAEA

BRAID

JNES→規制庁
コードのV&V

13

14

まとめ
第2章 国内外における核種ごとの制限値の検討に係る整理
2.1 国際放射線防護委員会（ICRP）による線量評価体系の構築
2.1.1 線量評価に関連するICRP勧告の変遷
2.1.2 内部被ばくに関する最近のICRPの動向
2.1.3 今後のICRP第２専門委員会の動向
2.2 放射性核種ごとの防護上の制限値
2.2.1 国際規則における核種ごとの制限値の策定経緯
2.2.2 国内規則における核種ごとの制限値の策定経緯
2.2.3 今後へ向けた課題
2.3 防護上の制限値の導出
2.3.1 数値の算出方法
2.3.2 数値導出上の課題
第3章 国内外における核種ごとの制限値の見直し動向
3.1 国外における核種ごとの制限値の見直し動向
3.1.1 英国における検討の概要
3.1.2 IAEAの輸送安全基準委員会の状況
3.1.3 国外における今後の取り組み予想
3.2 国内における核種ごとの防護上の制限値評価の動向
3.2.1 外部被ばく評価
3.2.2 内部被ばく評価
3.2.3 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価
15

52

53

輸送安全基準に関して

近内

亜紀子（海技研）

54

55

本発表の報告書該当箇所

平成28年2月5日
日本保健物理学会シンポジウム

NMRI

第3章 国内外における核種ごとの制限値の見直し動向

日本保健物理学会 専門研究会
放射性核種ごとの防護上の制限値

3.1 国外における核種ごとの制限値の見直し動向
3.1.1 英国における検討の概要
3.1.2 IAEAの輸送安全基準委員会の状況
3.1.3 国外における今後の取り組み予想

国内外の動向調査
輸送安全基準に関して

3.2 国内における核種ごとの防護上の制限値評価の動向
3.2.1 外部被ばく評価
3.2.2 内部被ばく評価
3.2.3 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価

海上技術安全研究所
近内亜紀子
2
NMRI

目次

日本保健物理学会シンポジウム 放射性核種ごとの防護上の制限値 2016年2月5日

IAEA放射性物質安全輸送規則• IAEA放射性物質安全輸送規則（IAEA
輸送規則）は、国連危険物輸送勧告（モデル規則）の一部として、IAEAが国連に委託されて作成している。
• 国連モデル規則は、2年ごとに改定され、輸送方法毎の国際規定である、
IMDG code （海上輸送）及びICAO‐TI（航空輸送）に反映されている。
• IAEA輸送規則は、規則見直しは2年ごと（奇数年）に行い、TRANSSCで合意された場合のみ改定が行われる。
• IAEA輸送規則の各国規則への取入れは任意であるが、その内容が反映されたIMDG Code及びICAO‐TIは条約によって義務化されており、結果的に各国規則に導入されている。

1. IAEA放射性物質安全輸送規則について
基礎的数値（A1/A2値、規制免除値）の意味

2. 報告書内容紹介• 国外における核種ごとの制限値の見直し動向（英国及びIAEA、2007年頃～現在）• 基礎的数値に関する今後の見通し

3
NMRI

4
NMRI

日本保健物理学会シンポジウム 放射性核種ごとの防護上の制限値 2016年2月5日

A1/A2値による輸送物の違い

IAEA輸送規則における基礎的数値• A1（特別形）/A2 （非特別形）値→ 輸送物分類の基準

日本保健物理学会シンポジウム 放射性核種ごとの防護上の制限値 2016年2月5日

382核種

A型輸送物

B型輸送物

• 規制免除値→ 規制要否判断、BSSと同じ値（但し、BSSの対象核種は約800核種）
B型輸送物
A1/A2値
A型輸送物
L型輸送物
規制免除値
輸送規則による規制が免除される

NMRI※BSS(Basic Safety Standards):
放射線防護に関するIAEAの安全基準

原子力委員会原子力防護専門委員会資料より抜粋

5
NMRI

56

日本保健物理学会シンポジウム 放射性核種ごとの防護上の制限値 2016年2月5日

6輸送物分類による試験要件の違い

英国における検討の概要（報3.1.1）

A型輸送物• IAEA輸送規則に核種ごとの規制値が導入されたのは， 1973年
出版からであるが， ICRP Publ.60（1990年勧告）の出版を受けて値の見直しがなされた。そのとき英国NRPBが中心的な役割を果たした。
• ICRPにおける被ばく評価モデルの見直しを受けて， HPAは英国
運輸省（DfT）の委託により，2008年頃から現行のA１値，A2値及び規制免除値を見直す準備を進め，その検討用ツールとして，現行値を再現するためのプログラムSEALの開発を始めた。
• その開発・検討状況については，TRANSSC 17（2008年10月） ，TRANSSC 19（2009年10月），TRANSSC 20（2010年6月）等に報告された。（TRANSSC=IAEA輸送安全基準委員会）

B型輸送物

NRPBは、2005年4月から英国健康保護局（HPA）の一部となり、HPAは2013年4月から英国公衆衛生庁（PHE）と名称が変更された。
7
NMRI

8
NMRI

原子力・エネルギー図面集 2015 より引用

TRANSSCにおける検討（報3.1.2）

TRANSSC 20（2010年）において示された方針

2007年規則見直しサイクルに提出された基礎的数値関連提案
提案番号

提案概要

審議結果

USA/07/04

Ir‐193m，Ba‐135m，Ge‐69の基礎的数値の第1表への 現在進行中の英国のプロジェクトの一部であり，継続課題追加。
であることに留意する。

USA/07/05

基礎的数値見直しの必要性

仏国，英国，米国，独国が興味を示した。BSSの規制免除
値が計算されるときに値を確認することとした。

USA/07/16

天然ウランと天然トリウムのA2値（無資源）は長寿命
WGはU及び Thの崩壊系列を考慮した計算結果を次回の子孫核種（Ra226等）の影響を考慮し，見直す必要
TRANSSCに示すことが求められた。
がある• ICRPの新しい線量換算係数はまだ発行されない。
• 従って、現行の基礎的数値を維持する。
• 一方で、新しい線量換算係数が発行された際にそれの全核種への適用をするための検討を進める。
• 計算モデルの適切なパラメーターを決定する。
（子孫核種の取扱い等）• 再計算後、IAEA輸送規則とBSS両方の数値を更新する必要があるかを決定する（追補として）。

規則改定が行われないことが決定。

2009年規則見直しサイクル
提案番号

提案概要

審議結果

JPN/09/03

BSS及びRS‐G‐1.7に規定された各種との比較を行い，取扱核種に差異が提案に合意あることを示したうえで，輸送規則においては半減期が10日以内の各種は親核種の評価に含めることとしているが，いくつかの核種は半減期 現在進行中のHPA作業と一緒に検討すが10日以上であり，親核種が第2表に含まれているにもかかわらず規ることとする。
定されていないことを指摘し，第2表の核種見直しを提案

USA/09/01

現在第2表の核種一覧に含まれていないIr‐193m, Ba‐135m, and Ge‐69
も使用頻度が高いとし，基礎的数値を第2表に追加することを提案

提案に合意
現在進行中のHPA作業と一緒に検討す
ることとする。

TRANSSC 20: Agenda item 4.7資料より引用

規則は改定されたが、基礎的数値に関する改定は、ICRP出版後に行われることとなった。
9
NMRI

10
NMRI

日本保健物理学会シンポジウム 放射性核種ごとの防護上の制限値 2016年2月5日

2013年規則見直しサイクル
No

提案国

提案概要

RASSC／TRANSSC間の意見交換

審議結果

2014年6月 TRANSSC 28会期中

日本

放射性核種基礎的数値導出方法検討の提案

仏提案（No.40）と統合

40

仏国

放射性核種基礎的数値検討作業部会（WG）設置の提案

日本提案（No.2）と一緒に，基礎的数値WGにて解決を目
指す

45

ブラジル

短半減期核種輸送時の課題の指摘

検討は必要であるとしたが，具体的な解決策はまとまらず

50

WNTI

放射性核種基礎的数値の子孫核種の明確化

No.2及びNo.40に包含されるため削除

2○TRANSSC代表• 基礎的数値の見直し手順としては，まずは輸送規則でのみ用いられているA1/A2値の計算方法について見直しを行い，次に規制免除値の計算方法について見直しを行う予定。
• A1/A2値に関する最初のWGは2014年7月17‐18日に開催される予定で，規制免除に関する作業は2015年に開始される見込み。

TRANSSCが、規則改定を行わないことを決定。
2015年規則見直しサイクルに再提案を要請。
日本提案（No.2）の要旨
放射線防護専門家からなる研究プロジェクト又は研究グループは以下の実施を開始すべきである。
• 現行のQシステムにおいてA1/A2値を導く上であいまいさが発見されたプロセスにおいて同意された方法を確立する。次の項目を含め、必要に応じA1/A2値計算プログラム“SEAL”に反映する。
• 子孫核種に対する同意された処理を確立する。
• 輸送に対する規制免除値を導出するために輸送特有のシナリオを評価する。
• 第2表に掲載すべき放射性核種を決定する（現行約400核種 vs BSS約800核種）。
• ICRPによる新規の線量換算係数の発行後、同意された方法に基づいてA1/A2値及び規制免除
値を決定する。
• 計算過程の明確な記録を維持するために、SSG‐26（助言文書）の付録Ⅰを改定する。SSG‐26付
録Ⅰ・Ⅱは、TECDOC又は技術根拠書といった別の文書に置き換えることも可能である。

••○RASSC（放射線安全基準委員会）事務局• BSSの規制免除値に関しては加盟国から明確化を求めるコメントが提出されており，輸送規則との違いも指摘されている。
• 現時点でRASSCは規制免除値に関する作業を実施する予定はないが，将来的には基礎的数値を議題として含む技術会合を開くことが予定されており，基礎的数値国際WGの作業後に開催するのが適当だろう。
• 基礎的数値国際WGの活動は，RASSCだけでなく，WASSC（廃棄物安全基準委員会）も関心があるだろう。
12

関心国によるWGが開始された。
11
NMRI

これまでに，英，仏，独，日が基礎的数値計算方法の見直しを行い，いくつかの課題を特定している。
IAEA/BSSにおいては，規制免除値は各国の差異を認めているが，国際輸送においては統一されていることが必要であることを強調。

NMRI

日本保健物理学会シンポジウム 放射性核種ごとの防護上の制限値 2016年2月5日

57

日本保健物理学会シンポジウム 放射性核種ごとの防護上の制限値 2016年2月5日

基礎的数値に関する今後の見通し（報3.1.3）

2015年規則見直しサイクル
提案ID

SSR‐6

SSG‐26

CA/2015/21

Table2

―

提案概要

結果

Ni‐57, Sr‐83の基礎的放射性核種値を追加する。

〇

USA/2015/09

Table2―

Ir‐193m. Ba‐135m, Ge‐69のA1, A2, 規制免除放射能濃度，規制免除放射能量をTable2に追加する。

〇

USA/2015/11

Table2―

脚注(a)からAr‐42とTe‐118を削除する。

〇

脚注(a)にRu‐125, Cd‐109, Pd‐109を追加する。

継続課題

USA/2015/12

Table2―

CA/2015/17

Table2―

CA/2015/18

Table2―

D/2015/02

Table2―
脚注(b)親核種とその子孫核種を扱う脚注(b)の要件をどう適用するか検討する。（第2表脚注 WNTI/2015/(b)の規制免除値における永続平衡の取扱い明確化）
02に統合
親核種の放射能のみを考慮することを規定する。（第2表脚注(b)の規制免除値にお WNTI/2015/
ける永続平衡の取扱い明確化）
02に統合
Table2脚注(b)を親核種のみの放射能／放射能濃度を規定するよう改定する。（第2WNTI/2015/
表脚注(b)の規制免除値における永続平衡の取扱い明確化）
02に統合

WNTI/2015/02

Table2
脚注―

親核種のみの放射能を考慮することを規定する。（第2表脚注(b)の規制免除値における永続平衡の取扱い明確化）〇

USA/2015/06―

Table3,407.1

Table3を用いる際に短寿命娘核種をどう取り扱うか明確化する助言文書を追加する。

継続課題

F/2015/05―

国際WGにおいて最新情報及び合意した方法でA1・A2値の計算方法をレビューした。
付録Ⅰ， いくつかの核種について部分的な結果が得られた。できるだけ多くの核種について
継続課題
計算し，また，規則の表に規定されたA1・A2値計算方法をSSG‐26に記載するために，
Ⅱ本作業を完結する必要がある。
WGからの提案

USA/2015/10

Table2―A2値が無制限と記載されている場合の永続平衡におけるU及びThの崩壊系列でのA2値を計算する方法をどう明確化するか検討する。

• 放射性医薬品を用いた診断・治療の高度化により、これまで規定されていなかった核種の規則化が、新たに求められている。
• 現在改定中のIAEA輸送規則においては、5核種（Ir‐193m,
Ba‐135m, Ge‐69, Ni‐57, Sr‐83）の基礎的数値が表に追加される予定。
• A1/A2値算出の計算方法については、明確化やICRP放射線
データの更新等の議論が必要。
①②③④• BSSに規定されている規制免除値についても、今後議論がなされる予定。RASSCとTRANSSCの協調が必要。

継続課題
13

NMRI

ICRP放射線データの更新
子孫核種の取扱い明確化
作業者の被ばくシナリオ
水晶体の線量限度考慮、等

14
NMRI

日本保健物理学会シンポジウム 放射性核種ごとの防護上の制限値 2016年2月5日

NMRI

ご清聴ありがとうございました。
TRANSSC等の資料公開URL
http://www‐ns.iaea.org/committees/transsc/

日本保健物理学会シンポジウム 放射性核種ごとの防護上の制限値 2016年2月5日

58

59

今後の取り組みについて

山中庸靖（元、日立製作所）

60

61

2016年2月5日（金） 東京大学工学部５号館５３号講義室

日本保健物理学会シンポジウム【第二部】

そもそも 本専門研究会は放射性核種ごとの防護上の制限値に関する専門研究会報告●IAEAでは’73年から核種ごとに輸送物収納放射能を制限

第3章 国内外における核種ごとの制限値の見直し動向
3.2.3 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価●ICRP Publ.の大改訂の都度、核種ごとに制限値を見直し← 本専門研究会の そもそも（抑も）●見直準備段階で英国HPAが数値再現上の問題点を指摘
第4章 今後の国際基準策定の議論に参加するための検討← まとめ（纏め）●これを受けて国内でも数値再現計算を実施し課題を把握●規制免除、クリアランス、D値に範囲を広げ研究会が発足

説明担当 山中 庸靖
1

2

QA values - problem
radionuclides

IAEA放射性物質安全輸送規則の改訂経緯
輸送規則1973 年版

19 85年版

1 996 年版

今後改訂

誘導システム旧QシステムQシス テムQシステム

Ｑシス テムシナリオ事例A1

QA value (TBq)
Parentradionuclide

Ratio of QA for TS-G-1.1 to alternative
methods

HPA calculation method
TS-G-1.1

Secular

B&B

Transient

Secular

B&B

Transient

131Ba

1.6

2.1

1.6

5.3

0.8

1.0

0.3

47Ca

2.7

0.9

0.81

2.3

3.0

3.3

1.2

166Dy

34

15

13

26

2.3

2.6

1.3

225Ra

12

4.3

1.5

10

2.8

8.0

1.2

189Re

32

16

16

26

2.0

2.0

1.2

91Sr

1.5

0.84

0.72

1.4

1.8

2.1

1.1

3m×3時間

1 m×30 分

1m×30分

1m×30分単位

Ci

TBｑ（ Ci)

TBｑ

TBｑ

主勧告

ICRP6 ,9ICRP2 6(19 77)

ICRP60(1 990 )ICRP10 3(2 007)

線量限度

ICRP6

ICRP26

ICRP6 0ICRP10 3

摂取限度

ICRP2

ICRP30ICRP6 6

ICRP13 0

放射線データICRP2

ICRP３８ICRP３８ICRP10 7

線量換算係数ICRP21ICRP51ICRP7 4

ICRP11 6

Red text indicates a factor of 2 or greater difference between TS-G-1.1 and calculations from othermethods.

線量係数

ICRP2

ICRP3 0,48

ICRP6 8

（今後）

TRANSSC 20 – 4.7, IAEA, Vienna(2010)

3

B&B: Benassai S and Bologna L (1994), Re-evaluation of QA and QB values on the basis ofcomplete spectra for gamma, X and beta emission, ANAPA, Rome, ANPA-DIR/NOR-RT-2(94).

国内での現行値の再現試計算結果 例（QA値）© HPA

国内での現行値の再現計算結果 例（QD値）

今回計算値／現行値

親核種の最大ベータ線エネルギー(MeV)

日本保健物理学会第46回研究発表会C15, 2013.

日本保健物理学会第46回研究発表会C15, 2013

5

62

6

放射性核種ごとの防護上の制限値の評価

自発核分裂性核種の取扱いが異なる（ QA値）
中性子換算係数の比較（PsV･cm2）（１） 過去の検討経緯
・ 2005TS-R-1ではCf-252のQA値がICRP-74の換算係数で見直されたが、Cf-254及びCm-248はICRP-51の換
算係数のままとなっている。
・ その後ICRP-116が出版されている。

●子孫核種の考慮範囲に関する取り扱いの課題

1.E+03
ICRP-116 ISO
ICRP-74ROT●自発核分裂性核種における中性子の取り扱いの課題

換 算 係 数 (p S v ･c m 2 ）ICRP-51 AP * 2.0（２） 今回ICRP-116でQA値を試算
・ γ線の現行値はISO条件のため、中性子もそれに合わせた。
・ 試算結果1.E+02●AP，ROT，ISO等の照射条件の取り扱いの課題
1.E+01●低エネルギーのγ線やβ線の取り扱いの課題

現行値〔TBq〕 試算値〔TBq〕
Cf-252 0.13(ROT)
0.15(ISO)
Cf-254 0.0014(AP×2) 0.0047(ISO)Cm-248 0.018(AP×2) 0.07(ISO)

1.E+00
1.E-07

1.E-06

1.E-05

1.E-04

1.E-03

1.E-02

1.E-01

1.E+00

1.E+01●制限値の算出に用いられるシナリオの課題

1.E+02

中性子エネルギー(MeV)

日本保健物理学会第46回研究発表会C15, 201378

３．２．３ 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価

３．２．３ 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価(1) 輸送物放射能収納限度及び規制免除レベルの評価① Qシステムにおける 子孫核種 の取り扱い(1) 輸送物放射能収納限度及び規制免除レベルの評価② Qシステムにおける 自発核分裂核種の中性子 の取り扱い（１） Th-232の子孫核種の取り扱い
・ Th-232 → Ra-228 → Ac-228 → Th-228 → Ra-224●過去の検討経緯・ 2005TS-R-1ではCf-252のQA値がICRP-74の換算係数で見直されたが、Cf-254及びCm-248はICRP-51の換算係数のままとなっている。

→ Rn-220 → Po-216 → Pb-212 → Bi-212 → Tl-208→ Po-212 → 安定核種 Pb-208

・ Ra-228の半減期：5.75年＞10日( ← 子孫核種の影響を考慮しない）
・ しかし流通している精製Th-232（α核種）にはAc-228(γ核種)等の子孫核種が含まれる。（← タングステン・モリブデン 工業会資料等）（２） Th系列のQA値算出に関する考察
・ Th-232は、1990年出版のSS-７（改）まで
はα核種として評価されたが､2002年出版のTS-G-1.1以降は､γ線を基にQA値が算出されている。 ← 子孫核種を考慮か？
・ 傍証：Th-228までを考慮するとAc-232のQA現行値1.2TBqを再現することが可能。

・ その後ICRP-116が出版されている。
リストは後人が便宜のため追加したもの。
（Ra-228にはAc-228の影響を含むが、Th-232にはRa-228以降を含まない。）↑●今回ICRP-116でQA値を試算
・ γ線の現行値はISO条件のため、中性子もそれに合わせて試算。

今後、リストの見直しが必要

・ 制限値の変遷【 値 （ 線量換算係数 - 照射条件 ) 】

核種 半減期 γ線（MeV/Bq) 相対比率 QA(TBｑ)
1.29E-3
0.15%
Th-232 1010a
Ra-228 5.8a
2.47E-3
0.28%
Ac-2286.2h
8.66E-1
99.18%
1.2
Th-228
1.9a
3.37E-3
0.39%
計8.73E-1
100.00%

核種 ～1990 〔TBq〕 ～2002 〔TBq〕
現行値〔TBq〕
試算値〔TBq〕
Cf-252 0.095(51-AP) 0.047(51-AP×2) 0.13(74-ROT)
0.15(116-ISO)
Cf-254 0.0029(51-AP) 0.0014(51-AP×2) 0.0014(51-AP×2) 0.0047(116-ISO)
Cm-248 0.036(51-AP) 0.018(51-AP×2) 0.018(51-AP×2) 0.07(116-ISO)9

日本保健物理学会第46回研究発表会C15, 201310

３．２．３ 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価

IAEAでの外部被ばくに係る照射条件の検討事例(1) 輸送物放射能収納限度及び規制免除レベルの評価③ Qシステムにおける 照射条件 の取り扱い
ICRP‐116

1.E+02

1.2
ROT

ISO

ROT/ISO
1.E+011.0

換算係数（pSv cm2)

1.4

ROT/ISO

換算係数（pSv cm2）

1.E+03

1.E+021.4

1.E+011.2

1.E+001.0

ROT

1.E‐01ISO

ROT/ISO

ICRP‐116

IAEA TRANSSC Extra-ordinary Meeting, Sept. 2015.

0.8

ROT/ISO

1.E+001.E‐090.8
1.E‐07

1.E‐05

1.E‐03

1.E‐01中性子のエネルギー（MeV)

1.E+01

1.E‐02
1.E‐020.6
1.E‐01

1.E+00

1.E+01ガンマ線のエネルギー（MeV)

11

12

63

３．２．３ 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価

３．２．３ 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価(1) 輸送物放射能収納限度及び規制免除レベルの評価④ Qシステムにおける 低エネルギー放射線 の取り扱い1/2（β線）(1) 輸送物放射能収納限度及び規制免除レベルの評価④ Qシステムにおける 低エネルギー放射線 の取り扱い2/2（γ線）
ガンマ線スペクトル（As‐73、Ge‐71）
1.E+02As‐73
Ge‐71
1.E+01

1.E+00（ ）放出率 1.E‐01％

1.E‐02

1.E‐03

1.E‐04
1.E-04

1.E-03

1.E-02

1.E-01ガンマ線エネルギー（MeV)

13

14

３．２．３ 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価

３．２．３ 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価(2) 制限値の決定シナリオに関する試検討① 輸送の規制免除で検討されたシナリオの類型比較
図 3.2.3-6 輸送における規制免除シナリオの存在範囲の比較(2) 制限値の決定シナリオに関する試検討
表 3.2.3-1 制限値の算出で用いられているシナリオの数
放射能
制限値の種類

放射能濃度

外

内

皮

*浸

外

内

皮

*浸

合
計

部

部

膚

漬

部

部

膚

漬

A 型輸送物の収納限度

2

1

1

1

-

-

-

-

5

規制免除

8

5

2

0

4

4

0

0

23

D値

2

2

1

1

-

-

-

-

6

クリアランス IAEA

-

-

-

-

5

13

1

0

19

-

-

-

-

10

30

3

0

-

-

-

-

19

24

6

0

クリアランス 国内(埋設処分)クリアランス 国内(再利用)92＊浸漬：submersion（ガス状の同位元素に包まれた状態）

15

16

３．２．３ 放射性核種ごとの防護上の制限値の評価

今後の国際基準策定の議論に参加するための検討(2) 制限値の決定シナリオに関する試検討② 国内でのクリアランスレベルの検討
ウラン取扱施設におけるクリアランスレベル
日本では、ウラン取扱施設の廃止措置のため，人工起源のU-232 等を含めて，原子力安全委員会のシナリオによるクリアランスレベルの検討がなされた。(2009年）
裏付け

また，国内ではIAEA のシナリオによるウラン核種のクリアランスレベルについての検討がなされ、上記の原子力安全委員会のシナリオの裏付けを得ている。（2010年）
これらの国内での経験は，国際的な検討の場で貢献するために役立つものと期待される。

（まとめ に代えて）IAEA SRS No. 44 のシナリオ
略号

状況

対象

WL

処分場その他施
設の作業者

作業者

WF

鋳物工場の作業者

作業者

WO

トラック運転手等

作業者

RL-C
RL-A

処分場その他施設の近隣住民

子供
成人

RF
RH

鋳物工場近隣汚染住居の住民

子供
成人

RP

汚染公共場付近の住民

子供

RW-C 汚染井戸や河川
RW-A からの食品
SKIN 埃っぽい作業場

子供
成人
作業者

● IAEAの基準策定委員会の関与を予想

被ばく経路
外部被ばく
吸入摂取
汚染物質 経口摂取
外部被ばく
鋳物工場
吸入摂取
汚染物質 経口摂取
トラック
外部被ばく
処分場他 吸入摂取
汚染食品 経口摂取
処分場他 吸入摂取
汚染食品 経口摂取
鋳物工場 吸入摂取
住居内
外部被ばく
外部被ばく
汚染粉塵 吸入摂取
汚染物質 経口摂取
汚染食品 経口摂取
汚染食品 経口摂取
汚染粉塵 皮膚汚染
処分場● IAEA基準策定会合への参加方法の検討● 準備対象の検討● 具体的な準備計画● 本学会の取り組み方針（案）

17

18

64

IAEAの基準策定委員会の関与（予想）核ｾｷｭﾘﾃｨ諮問委員会

安全基準委員会

AdSec

CSS

IAEAの関連会合への参加方法の検討
参加手続き

I n te rf ac e
Grou pNSGC

EPReSCRASSC

TRANSSC

WASSC

NUSSC

核ｾｷｭﾘﾃｨ

緊急時

放射線

輸送

廃棄物

施設

A 1 値、A 2 値

△

△

○

◎

△

△

規制免除

-

-

◎

○

○

△

会合の種類

委員会

専門家会合

技術会合等

加盟国委員

招聘専門家

参加希望者

助言者

その他専門家

オブザーバ

日本へ招致

外務省経由

国連機関

FAO、ILO、PAHO、UNSCEAR、WHO等

国際機関

EC、NEA/OECD ISO等

その他機関

ENISS、ICRP、IEC、ISSPA、WNA、IRPA等

有力候補

クリアランス

-

-

◎

○

○

△

D値

○

○

◎

○

△

△

各機関経由
（ RASSCの例）

19

20

第4章 今後の国際基準策定の議論に参加するための検討

第4章 今後の国際基準策定の議論に参加するための検討

４．１ 準備対象の検討（１／２）

４．１ 準備対象の検討（２／２）(1) A1値及びA2値
現行の値について再現上の課題のあることが報告されており、IAEA のTRANSSC では2007 年以降のICRP 出版物で現行値を見直すことが既に開始されている。IAEA の検討の場に、国内での検討結果も踏まえて参画し，貢献を果たすことが 望まれる。

(3) クリアランスレベル
クリアランスレベルについて，日本では旧原子力安全委員会等で詳細かつ広範囲の検討を行った経験がある。今後，シナリオ等については国際的な検討を深める必要があると考えられることから，規制免除レベルが見直される場合には，それとの関係が深いクリ
アランスレベルもセットで見直すことを提案するなど，早い段階から関与していくことが望まれる。

(2) 規制免除レベル
規制免除レベルはIAEA の「放射線防護と放射線源の安全：国際基本安全基準
BSS」や「放射性物質安全輸送規則」で取り入れていることから，A1 値及びA2 値に続いて見直される可能性が高い。放射線障害防止法等に規制免除レベルを取り入れた際には，国内で再現計算が行われ，概ね1 桁の範囲で一致することが放射線審議会の審議の場で報告されている。IAEA で規制免除レベルについて見直される場合には，日本からも参画して貢献をすることが望まれる。

(4) D値
D値の算出は，比較的短期間に少人数で行われた経緯から，国際的な評価が十分になされているとは言えない。国内の放射線源登録制度にも取り入れられており，国際的な場で見直し検討が行われる場合には，日本からも参画して貢献を果たすことが望まれる。

21

22

第4章 今後の国際基準策定の議論に参加するための検討

第4章 今後の国際基準策定の議論に参加するための検討

４．２ 具体的な準備計画

４．３ 本学会の取り組み方針（案）(1) 情報を共有し維持管理する仕組みづくり
放射線分野は国際的かつ学際的な面があり，多様な分野の専門家が関与することになるため、国内外の動向を含め情報の共有化が特に必要である。
関係者が必要な情報を適時に入手できるようにするため，集中的に情報を管理するプラットフォームを構築しておくことが望まれる。

国際対応委員会には，海外の学協会等とのチャンネルを活用し，国内の専門家の意見をIAEA の場に反映する方策の構築が期待される。また，IAEAの専門家会合等に国内の専門家を多数参加可能とするため，当該会合を日本に招致するなどの方策を実現することが望まれる。
国内で標準的な評価手法を確立しておくことが国際的な場での主張の裏付けとして重要である。特に，放射線防護標準化委員会には，例えば内部被ばくの標準評価手法や，数値の評価に用いる標準シナリオ（評価パラメータ及び評価経路）等を確立するため，小異を尊重しつつ専門家集団としての代表意見を集約する役割が期待される。

(2) 評価に必要なツールを整備し維持管理する仕組みづくり
放射線防護の評価に必要となるツールを，常に最新の評価モデルを反映して整備し，維持管理するための組織的な取り組みが必要である。当該コードを公開し，学会等の第三者機関において検証することが重要である。

放射線分野には学際的な側面があるため、企画委員会には、異分野の若手研究者が分野横断的な議論を行う場を提供し、次世代のリーダーを育成し、ネットワークを形成していくことが期待される。

(3) 人材を育成し常に最新の知見を学習する仕組みづくり
学際的な放射線分野の底辺を拡大し，多様性のある若手専門家を育成し，世界の最新の知見を学習するため，例えばシンポジウム形式の勉強会等を行う場を提供することが必要
である。
23

24

65

（ 蛇 足 ）放射線分野の学際的側面

規制免除とクリアランスの適用

26

2566