J. Plasma Fusion Res. Vol.89, No.9 (2013)６
２２‐６２８

講座

核融合施設における放射線計測の基礎
Basis for Radiation Measurement in Fusion Facility

１．放射線防護の考え方と放射線障害防止法
1. Philosophy of Radiological Protection and Radiation Hazard Protection Law
甲 斐 倫 明１），河 野 孝 央２）
KAI Michiaki and KAWANO Takao
１）

大分県立看護科学大学，２）核融合科学研究所（原稿受付：２
０
１
３年８月１
２日）

放射線施設の放射線安全管理は基本的に法令に従って行われる．そのなかには，放射線計測を伴う規定もある．本講座では，そうした法令の根底にある放射線防護の考え方についてICRP勧告の経緯を参照しながら概説する．また国内法は，ICRP の新勧告を取り入れながら変遷してきた歴史をもつが，そうした法令の中から放射線障害防止法を紹介する．
Keywords:
radiation protection, risk, dose equivalent, ICRP recommendations, radiation-related domestic law

１．
１ 放射線防護の考え方

線量がいくらかという疑問は現在でも科学者の問題意識と

１．
１．
１ はじめにして存在する．一定の線量以下になれば，生物的な損傷が２０１１年３月１１日に発生した東日本大震災を契機として起生じない，あるいは損傷は修復され障害に至らないというきた福島第一原子力発電所の事故は歴史に残る大事故とな考えがあるからである．この考えは一般人には通常のもの

り，我が国にとどまらず世界から事故の影響に注目が集であり，この答えがないことは科学が十分に進んでいな

まった．原子力発電所事故の影響は原子炉から環境中に放い，あるいは科学的な論争が存在している課題であるとみ出された放射性物質による健康影響と社会的影響である．

なされる．ここに放射線防護問題の本質がある．

健康影響には，身体的影響以外にチェルノブイリ事故で問

１８９５年にレントゲン博士が X 線を発見して，放射線が医題となっている精神心理的影響が精神疫学の研究から報告

学を中心に利用されるようになって１００年以上の歴史があされている［１］．社会的影響には，生活への直接影響を含る．その間，放射線を利用することによる利益を人類は享めた経済的・文化的など，健康影響以外のあらゆる影響が受してきた反面，放射線の害も経験してきた．初期の放射含まれる．

線防護では，皮膚などの急性傷害を防ぐための方策とし放射線防護は，歴史的には，皮膚障害などの急性障害をて，傷害に至らない線量を推定し，それを超えないように防止することから出発したが，放射線防護の進展につれ放射線防護を行うことが実施された．それによって，急性て，低線量における遺伝的影響と発がん影響の健康リスク

傷害を防止することにほぼ成功するようになってきた．そに社会的な関心の重心が移ってきた．その間，放射線防護のときに果たした線量は，耐用線量と呼ばれ，１９３４年，一の考え方にいかなる進展があったのかを ICRP（国際放射日あたり 0.2 R（レントゲン）を超えないように ICRP は勧線防護委員会）勧告をレビューしながら解説する．また，告した．これは，しきい線量の存在を前提に，それを推定

福島事故を経験して，放射線防護が直面している問題を考し，放射線を防護することが解決につながるという方式でえる．

ある．この方式を「一律の線引き方式（demarcation）」と

１．
１．
２ リスク概念の導入呼ぶことにしよう．

放射線の影響を考える場合，その影響が発生するしきい

遺伝的影響はショウジョウバエの実験から生物的影響と

1)Oita University of Nursing and Health Sciences, Oita, OITA 870-1201, Japan2)National Institute for Fusion Science, Toki, GIFU 509-5292, Japan

６２２!2013 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchLecture Note

1. Philosophy of Radiological Protection and Radiation Hazard Protection Law

M. Kai and T. Kawano

して存在することが知られていた．１９４５年に広島長崎で原

１９７７年に勧告された Publication 26［４］は，日本の現在の爆が投下された．その被災者を原爆被ばく生存者としてお放射線関係法令が改正されるまで，従っていたものであ

よそ１２万人を登録し，疫学調査が開始されたのは１９
５０年で

る．１９７７年ICRP勧告では，現在の放射線防護の基礎的な存ある．この調査から比較的早期に明らかになったのが，原在であるがんと遺伝的影響のリスク評価が初めて行われ爆被ばく生存者の間で白血病発症率の増加が認められたこ

た．リスクという定量的な概念に見合う情報がそろうようとであった．一方，医療領域では，放射線管理により急性になって，実効線量当量（現在の実効線量）と線量限度に傷害は抑えることができたが，長い期間にわたる放射線のついてリスクをベースにした議論が行われた．

継続的な使用で線量の増大を招き，結果的に晩発影響であ

実効線量当量が登場するまでは，臓器組織線量当量や全る白血病が放射線科医や診療放射線技師の間で疫学的に増

身平均線量当量などが使用され，放射線防護上，重要と考加していることが報告されるようになっていた．遺伝的影

えられる臓器を「決定臓器（critical organ）」と呼び，線量響がまだ人の集団で観察されていないにもかかわらず，血評価の対象として，決定臓器の線量を線量限度以下に抑え液のがんである白血病が放射線被ばくによって誘発される

ることを目標とした．外部被ばくの場合，全身と生殖腺がことが明らかになってきたことは放射線防護の大きな転機

決定臓器であった．内部被ばくの場合，全身が均一に被ばであった．

くすることはまれで，放射性核種の化学形に依存して骨やそれまでは白血病を対象とした放射線防護は行われてい肝臓などの一部の臓器に集積して，γ 線を放出する放射性なかったので，ICRP は，Publication 1（１９５８年勧告）［１］で，物質の場合には周辺の臓器への被ばく源となる．そのため白血病と放射線の関係について次のように述べた．

に，放射性核種ごとに決定臓器を決め，その臓器の線量を「あるしきい線量よりも被ばく線量が低ければ白血病は生評価する．

じないと想定することができる．この場合，しきい線量を実効線量当量が登場するまでの決定臓器の概念には，そ推定することが必要であり，被ばくからの回復も存在すれれぞれの感受性の異なる臓器のリスクを加算することがでば考慮する必要があろう．これらの推定をするには十分な

きず，最大の臓器のリスクを一定レベルに抑えるという考情報がないが，７
５０rem の累積線量はしきい値を超える可え方に限界があった．

能性があることが警告される．最も控えめな方法はしきい

実効線量当量の考え方は，被ばくした臓器のそれぞれの値がない，回復がないと仮定することである．この場合，放射線感受性を考慮して，それらの相対的感受性で加重し低線量であっても感受性の高い人に白血病を生じる可能性

た臓器線量を加算し，全身等価な線量を評価するものであがあり，その発生率は累積線量に比例する可能性がある．」

る．ラドンの吸入による呼吸気道の不均一な被ばく線量を白血病についても従来と同じ方法で，しきい線量を推定扱う方法として最初に提唱されたのが実効線量当量の始まし，それを基に線量基準を一律に設定することもできたはりである．

ずである．しかし，上記に述べるように，ICRP は，「リス実効線量当量の導入は，外部被ばくと内部被ばくに関係ク」の概念を初めて導入し，それを基礎に放射線防護を行なく，全身等価な線量として評価され，全身のリスクを代うべきことを勧告した．この背景には，放射線の影響がま表する指標として，線量限度と比較できる単一の数値で表だ十分に解明されていないために，放射線利用の拡大を意すことのできる線量として利用されるようになった．

識して慎重な姿勢をとったことが推察される．つまり，科実効線量当量は次のように定義される．

学的な情報のみでは扱うことのできない状況を想定した．
ICRP!!! #!"!，

はリスクという概念について次のように述べた．

!

「委員会勧告の基礎には，いかなる放射線被ばくも身体的（１）

影響（白血病と他の悪性腫瘍）と遺伝的影響の発症リスク

ここで，#! は，臓器 T の組織加重係数，"! は臓器 T の線をもたらすという慎重な仮定がある．この仮定では，疾病

量当量である．実は，ICRP Publication 26 では，実効線量や障害の誘発リスクが最小の線量までも個人の累積線量と当量（Effective dose equivalent）という名称は登場しない．

共に増加すると考えている．したがって，この仮定は放射加重平均線量当量（weighted mean dose equivalent）と記線の完全に安全な線量は存在しないことを意味する．委員

載されていた．実効線量当量という新しい名称が ICRP に会は，これが控えめな仮定であることを認識しているし，登場するのは，１９７８年のストックホルム声明である．放射ある影響が生じるには最小あるいはしきい線量が必要であ線防護における実効線量当量の導入は，放射線防護の合理ることも認識している．しかし，明確な知識が欠如してい性を高め，その基礎となるリスク評価と線量評価の科学がる場合，委員会は低線量で障害発症リスクを仮定する考え注目されるようになる．線量評価の対象が明確となり，放方は 放 射 線 防 護の 最 も 合 理 的 な 基 礎 と な る と 信 じ る．

射線防護をより科学的な基礎の上に構築するための契機と（ICRP Publication 9, (29)，リスクの概念）
［２］」

なった．

１．
１．
３ 放射線防護への実効線量当量の導入

１．
１．
４ １９７７年勧告における放射線防護体系と線量限度の設定

放射線防護の考え方が整理され明確になってきたのは
１９７７年勧告からといえる．これは，UNSCEAR１
９７７年報告１９７７年勧告は，放射線防護体系として，１）正当化，２）［３］で広島長崎の原爆被爆生存者の疫学データから定量的最適化，３）
線量限度という３本柱が基本であることを示

な発がんリスクが議論できるようになってきたからである．

した．上記に示したように，ICRP は低線量における放射線
６２３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.9 September 2013１．
１．
５ １９９０年勧告（ICRP Publication 60）［５］影響を確率的影響として定義し，ある個人においては確率的なリスクとして認識し対応することを放射線防護の基本

１９９０年勧告で大きく変わったのは，行為と介入という図としてきた．リスクは，本質的にゼロを求めることができ式で放射線防護の枠組を捉えるようになったことであないため，リスクをできる限り低減するために，被ばく線

る．１９７７年勧告では制御可能な線源を対象に放射線防護の量を可能な限り低くするという理論的な方針が必要とな体系を組み立ていたが，１９９０年勧告（Publication 60）では，る．しかし，現実には，リスクの低減化は様々な要因との線源の制御の可能性と被ばくの制御の可能性に着目し，自トレードオフであるため，最適化するという原則が導入され然放射線被ばくと事故時の被ばくに対しても放射線防護のた．As Low As Reasonable Achievable の頭字語
（ALARA）

枠組みを示したことが大きな変更となった．

は最適化と同じ概念として利用される．つまり，一律の線

この背景には，人工放射線・放射性物質を社会的に利用引き方式が適用できないリスク概念がもつ性格からくる．

する際の放射線防護に注目していたのでは，自然放射線か

線量限度には２種類ある．しきい値のある確定的影響

らの被ばくは無視するには大きい線量を与える状況が明ら（注）Pub.26 では非確率的影響と呼ばれていた）の防止すかになってきたからである．代表的な自然放射性物質からるための限度と，しきい値がないと仮定している確率的影の被ばくがラドンによる内部被ばくである．

響を制限するための限度の２種類である．しきい値のある

１９８６年に発生したチェルノブイリ事故では，緊急時の対確定的影響の限度にはしきい線量を基礎に決定される．そ応や事故後の回復期において放射線防護の枠組が存在しな

こで，職業被ばくに対する線量限度は，確定的影響を防止

かったことが混乱の一つであった．放射線防護の対策を決するために，水晶体を 0.3 Sv/年，その他のすべての組織を定するときに，すでに放射線被ばくが存在する事故後や自0.5 Sv/年とし，確率的影響を制限するために，実効線量当

然放射線・放射性物質に対しては，介入によって初めて被量を 50 mSv/年とした．
１９７７年勧告の限度は，Pub.1 から２０

ばくが低減できる．これに対して，人工放射線・放射性物

年以上にわたって放射線防護に使用されてきたものであ質を利用する場合，防護対策を講じることで被ばくを抑制

る．

することができることから，放射線・放射性物質を意図的に利用することで付加的な被ばくが生じることを行為と呼

科学情報から一律の線引き方式が適用できない確率的影び，介入と対立する概念として区別した．

響の線量限度に対して，数値の妥当性を判断するために，
この線量に相当するリスクレベルが，社会的に安全とされ

１９９０年勧告では，１９７７年勧告で導入された実効線量当量る職業のリスクと比較することが行われた．放射線以外のは実効線量として再定義された．各組織 T の平均吸収線量

産業での非致死的な事故による時間損失を考慮しても，死を ! とするときに，実効線量 "は，次の式で表される．

亡率の頻度が１００万人あたり２００人を超えないことが欧米で! #"!#!"""! ##!

の放射線以外の産業におけるリスクを超えないことになる#とICRPは判断した．線量限度を適用すると，集団全体の平"（２）

均線量は限度の１０分の１程度になるので，これを考慮する## は，組織 T の組織加重係数，#" は，放射線 R の放射線と，放射線を利用する産業では，集団全体のリスクは，加重係数で，１９９０年勧告で新しい放射線影響の知見をもと50 mSv/年×0.1×1.65・10−5 /mSv=82.5・10−6/年となる．

に再検討し決定された．１
９７７年勧告から１０年以上経過し，この推論から，他の安全な産業と比べても十分にリスクは科学的な知見が増えたことから，リスクも再評価された．

小さいと判断した．

放射線によって誘発される白血病以外のがんは１０年以上のここで留意しなければならない点は，線量限度は線源が潜伏期が存在し，生涯にわたって発現すると予想された．

制御されている状況に適用される限度である．事故のようそのために，リスク推定の基本的な情報である原爆被ばくに線源が制御されていない状況には適用されない．また，者の追跡期間を超えて生涯に生じるがん死亡確率を推定す

職業被ばくと公衆被ばくに限度を設けるのであって，医療るには，リスクを生涯で推定する必要があった．１９７７年勧被ばくのように，正当化と最適化は適用されるが，被ばく告のリスク推定は，観察期間で放射線被ばくによって増加を伴う診療行為の便益を損なうことがないように，数値のしたがん死亡確率の年あたりの平均値を生涯継続すると仮上限値である限度は適用されない．自然放射線からの被ば定したモデルである（相加的リスク予測モデル）．これにくにも線量限度は適用されない．このように，線量限度は，対して，１９９０年勧告で導入された相乗的リスク予測モデル

しきい線量が存在すると考えるような影響に当てはめる一は，観察期間で放射線被ばくによって増加したがん死亡率

律の線引き方式ではないことがわかる．線量限度は，リスの自然がん死亡率に対する比（相対リスク）が生涯継続す

ク概念を前提として，放射線防護の行う上での目標となるると仮定したモデルである．相乗的リスク予測モデルは相最適化する線量の上限値となる．ICRP は，線量限度が安全

加的リスク予測モデルよりも男性で約２倍，女性で約３倍と危険の境界ではないことを繰り返し注意してきたが，線大きい評価値を与えた．このように，リスク予測モデルが量限度という用語そのものがもつニュアンスによって与え

白血病以外のがんの生涯死亡確率の推定値に大きな影響をる影響と，放射線影響を防護するときに，一般に人がしき与えたことで，１９９０年勧告でのリスク推定は，１９７７年勧告

い線量を想定した一律の線引き方式をイメージするためのリスク推定に比べて，約３倍高い結果となった．

に，数値は変わっても現在もなお多くの誤解がある．

リスク推定以外に社会的容認性の検討から ICRP は線量限度を下げた．このように，線量限度は，原爆被ばく生存６２４

Lecture Note

1. Philosophy of Radiological Protection and Radiation Hazard Protection Law

M. Kai and T. Kawano

者などの疫学データから推定されるリスク（生涯死亡確率の２世代に限定されることに変更されたことが低減への影など）とその大きさの容認性の判断から決定されている．

響をもたらした．２００７年勧告では，生殖腺の組織加重係数−５

一般人についても同様で，１９７７年勧告では，年間１０ からは，0.2 から 0.08 に低下した．がんの組織加重係数で大きな

１０−６のリスクに相当するレベルであること，１９９０年勧告で変更点は，乳房と残りの組織に与えられた係数が 0.05 からは，リスク推定値が下がったことと社会的容認性として年0.12 に大きくなった．乳房は，若年齢被ばくの乳がん症例

間の自然放射線レベルに相当し，リスクが十分に低いこと

数の増加と共に，被ばく年齢集団全体を記述するモデルがを根拠に公衆の被ばく 線 量 限 度 を 年間１mSv を 勧 告し被ばく時年齢モデルではなく，到達年齢モデルになった

た．この考え方は２００７年勧告でも継続している．

（被ばく時年齢効果は有意ではない）ことの影響が大きい

１．
１．
６ ２００７年勧告（ICRP Publication 103）［６］と考えられる．
１．
１．
７ 福島事故の経験を踏まえて

２００７年に発刊された ICRP 勧告（Publication 103）は，
基本的に１９９０年勧告を継続しながらも，行為と介入という

３．
１１の直後，100 mSv が登場し，緊急時には平常時を緩考え方を発展させ，放射線防護の対象とする被ばく状況を和した基準を使うことが批判された．さらには 20 mSv/年

３つに分類する新しい枠組を導入した．被ばく状況は，計が避難区域の設定に，1 mSv/年が除染の目標として利用さ

画被ばく状況，緊急時被ばく状況，および現存被ばく状況

れ，社会はさまざま基準に混乱している．結果的に，従来に大別する．すべての被ばく状況に，正当化と最適化が適から法律で定めていた 1 mSv/年がすべての基準であるべ用されるが，線量限度が適用されるのは，計画被ばく状況

きで，これ以外の基準を受け入れることは困難であるといだけであり，緊急時被ばく状況と現存被ばく状況は，参考

う雰囲気が今の日本にはある．放射線・放射性物質からのレベルを適用する（図１）．これによって，自然放射線や事線量推定や健康リスクの推定は科学的な作業である．しか故時からの被ばくを含め，放射線防護は線量の大小に関係

し，科学はリスク推定に不確かさがある低線量の領域ではなくすべての被ばくを対象にするという基本方針を確立し

正確なメッセージを出すことができない．このことが社会た．そこでは，除外と免除の概念を適切に利用することで的な対応の混乱や不安を呼び起こしているように思える．

合理的な放射線防護を実際には実施するという考え方を重ICRP が５０年以上前から採用してきたリスク概念は平常時視するようになった．これは，事故や自然起源の放射線被の管理にはうまく成功してきたが，事故後のリアリティのばくに対する社会的な関心の増大と，線量の大きさから見ある状況には人々の戸惑いを招いている．実際には，同様

ると人工放射線源に比べて無視できない被ばくであることな問題点が PM2.5 などにもみられるにもかかわらず，放射が，制御された線源のみを対象とした線量限度を中心とし線が社会的に特別な反応をするのは，原子力発電所の大事た防護の考え方に影響を与えてきたと考えられる．

故からの影響と結びつくからである．１
９８６年に発生した損害（デトリメント）で調整して評価した名目リスク係

チェルノブイリ事故は世界を震撼させた．その後の放射線数（全年齢集団）は，がんの場合，１９９０年勧告が 6.0% Sv−１，

影響は福島事故後に何が起こるのかと多くの関係者がチェ

２００７年勧告が 5.5% Sv−１と有意な変化はない．そのため，計

ルノブイリに視察し学ぼうとした．そこから発信される情画被ばく状況に適用する線量限度に変更はない．

報に社会は注目し過信するあまり動揺する．一方，リスク

しかし，遺伝的影響の場合，１９９０年勧告が 1.3% Sv−１，

社会心理学は次のことを教えてくれる．リスクに対する不−１

２００７年勧告が 0.2% Sv と約６分の１に減少した．人の自安感はリスクが確率や統計量で伝えられるからで，人々の然発生遺伝病頻度とマウスから得られる倍加線量を用いた

不安感や人々を動かしているのは，社会で発生している物

推定方法に変更はなかったが，潜在的回復可能性修正係数

語性をもった特定の個人の状況だと．分析的あるいは論理の導入など遺伝リスクに関する理論的な理解が進んだ．そ的な情報処理ではなく，拙速なイメージで捉える情報処理の結果，放射線誘発突然変異の遺伝病発症への寄与は最初

が人々のこころで優先して働くからだと．この情報処理の仕組みがサイエンスとモラルのギャップを生んでいるとす
ると，リスク問題はサイエンスの問題としてだけからは解決しないことを専門家や規制当局の担当者は認識しておかなければならない．逆にこのことを認識するあまり，間違ったリスクコミュニケーションが横行してしまう危険性もでてきている．リスク問題のサイエンスと倫理的な側面の両者が絡んだ状況では，ステークホルダーを関与した意
思決定支援を構築していくことが重要であることを ICRP
Publication 111［７］は述べている．

（甲斐倫明）

１．
２ 放射線障害防止法の概要
１．
２．
１ はじめに放射線に関する国内法の中枢に原子力基本法がある．その第１条で，日本における原子力の研究，開発，利用の推
図１

進は，人類社会の福祉と国民生活の水準向上に寄与するこ

ICRP の放射線防護基準（公衆）．

６２５Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.9 September 2013とを目的に，エネルギー資源を確保し，学術の進歩と産業

JT‐６０は現在，超伝導装置である JT-60SA への改修設置がの振興を図るために行われることを定めている．また第２進められている．

条で，原子力は民主，自主，公開の原則のもとに安全を確

放射線や放射性同位元素についても同様に，放射線障害

保した上で平和利用することを基本方針として（原子力平防止法独自の定義がなされている．放射線の場合，材料分

和利用の３原則），国際協力に資することを規定し，さら析装置などに利用される１MeV 未満の X 線や電子線は除に第２０条で，放射線障害を防止し，公共の安全を確保する

外される．なお除外される装置の一部には，電離放射線障ための規制や措置については，別に法律で定めるとしてい防止規則や人事院規則１０の５の規制を受けるものがある．

る．この第２０条を受けて制定されたのが，ここで紹介する

また放射性同位元素では，放射線障害防止法告示別表第１「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（平成１２年科学技術庁告示第５号）に示されている下限数（放射線障害防止法あるいは障害防止法）」［８‐１０］である．

量（Bq）と下限濃度（Bq/g）の両方を超えない限り，法の１．
２．
２ 放射線障害防止法

規制対象にはならない．ただし規制を受ける数量と濃度の放射線障害防止法は，昭和３２年６月（法律第１６７号）に制

放射性同位元素を，小分けあるいは希釈して下限数量ある

定され，その後，法の規制内容を合理化するために，またいは下限濃度以下にすることによって，法の規制から外す

国際放射線防護委員会（ICRP）や国際原子力機関（IAEA）

ことはできない．

などの新しい考え方を取り入れるために改訂が行われてき（２）許認可届出制度

た．現在の放射線障害防止法は ICRP９０年勧告と IAEA の法律の規制を受ける数量と濃度の放射性同位元素や放射１９９６年国際基本安全基準がベースになっている．放射線障線発生装置を使用する際には，一部の例外を除いて，使用害防止法の内容は，いくつかに分類して考えることができを開始する前に原子力規制委員会から使用の許可を受ける

る．図２は８項目に分類した結果である．以下，それぞれか，同委員会に届け出をしなければならない制度である．

の項目について，使用施設のユーザーに関係する事項を取使用を廃止する場合も同様に，必要な手続きが定められてり上げ，概要を紹介する．

いる．ただし，安全性の高い表示付認証機器や表示付特定（１）用語の定義

認証機器と呼ばれる装置の使用については，手続きや規制

放射線障害防止法では，いろいろな用語が使われている．物理，化学の分野とは，意味が異なる場合もある．そ内容が緩和されている．
（３）場所に関する項目の代表例として，放射線発生装置の定義を紹介する．図３
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は，放射線障害防止法第２条第４項，同法施行規則第２条，
同法告示第２条そして科学技術庁告示第３号を整理して表現したものである［８，９］．このリストにない装置は，それが1.⩄㔚☸ሶࠍടㅦߔࠆߎߣߦࠃࠅ᡼኿✢ࠍ⊒↢ߐߖࠆⵝ⟎ߢ‫ޔ‬(1) ࠨࠗࠢࡠ࠻ࡠࡦ
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放射線を発生することができても，放射線障害防止法における放射線発生装置ではない．もうひとつ特記したのは，
図３の１．
（８）に指定されているプラズマ発生装置である．
プラズマ発生装置は，図４に示す科学技術庁告示第３号（平成元年４月１７日）で，放射線発生装置に追加指定されたが，括弧書きで「重水素とトリチウムとの核反応における臨界プラズマ条件を達成する能力をもつ装置であって，専ら重水素と重水素との核反応を行うものに限る．
」と，限定されている．国内にある多くのプラズマ発生装置のうち，この条件を満たすのは，日本原子力研究開発機構（那図３

珂核融合研究所）に設置された JT-60 のみである．なお

法律における放射線発生装置．

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ߩࠍᜰቯߔࠆ‫ޕ‬

図２

放射線障害防止法の内容分類．

図４

６２６

ᐔᚑరᐕ㧠᦬  ᣣ⑼ቇᛛⴚᐡ๔␜╙  ภᄌ࿶ེဳടㅦⵝ⟎‫ࡠ࠻ࡠࠢࠗࡑޔ‬ࡦ෸߮ࡊ࡜࠭ࡑ⊒↢ⵝ⟎㧔㊀᳓⚛
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㒢ࠆ‫ޕ‬㧕

法律におけるプラズマ発生装置．

Lecture Note

1. Philosophy of Radiological Protection and Radiation Hazard Protection Law

事業所に，放射線施設が設置されると，その施設を含む

M. Kai and T. Kawano

まず教育訓練であるが，管理区域に立ち入る前に受けな事業所全体が規制の対象になる．放射線障害防止法にければならない新規教育とその後１年を超えない期間ごと

は，図５および表１に示すように，事業所内を５区分して，に受けなければならない再教育がある．前者の受講は，放放射線量限度，放射性同位元素濃度限度，放射性同位元素

射線業務従事者の資格を得るための条件のひとつである．

の表面密度限度などの規制値が定められている．なおこう

また後者は，次年度へ放射線業務従事者としての資格を更した規制値が守られていることを連続的あるいは定期的に新する際の条件のひとつである．

測定（測定が困難な場合は計算）により，確認している．

個人被ばく管理では，測定結果を３月ごとに集計し，記（４）物の管理に関する項目

録して，報告しなければならない．妊娠した女子に対して放射性同位元素や放射線発生装置など物の管理についは１月ごとにこれを行う．この測定，記録，報告を実施すて，記帳の義務に関連する作業記録の作成があげられる．

るため，多くの施設で放射線業務従事者に集積型の個人被

この記録は，許可や届け出の内容が，日常の放射性同位元

ばく線量計を配布し，定期的に回収・交換，測定を行って素や放射線発生装置の取り扱いにおいて，正しく守られている．交換頻度は施設によって異なるが，上記の集計を行いることを示す重要な証拠となる．
（８）で触れる立入検査

うためには３月に１回以上，妊娠した女子では１月に１回や定期確認では，これらの記録が検査の対象になる．記録

以上の頻度が必要である．表２に，個人被ばく線量測定のを作成する際に，空白の部分がないようにすることが大事まとめとして，実効線量と等価線量について放射線障害防である．放射性同位元素の保管，放射性汚染物の保管廃棄止法に定められている線量限度を示す．

などの記録においても同様の注意が必要である．

健康診断では，問診と検査又は検診を，初めて管理区域（５）人に関する項目に立ち入る前，立入り後は１年を超えない期間ごとに，ま放射線施設に立ち入って放射性同位元素の取扱いや放射

た，何らかの異常が発生した場合にはそのつど実施しなけ

線発生装置を使用する者は放射線業務従事者と呼ばれる．

ればならない．ただし，検査又は検診については，一部を人に関する項目として，ここでは放射線業務従事者が忘れ省略できる場合がある．これが障害防止法に規定された内てはならない教育訓練，個人被ばく管理，健康診断を紹介容である．これに対し電離放射線障害防止規則や人事院規する．

則（規則１０−５）では，６月を超えない期間ごとに行うように規定されている．そのため，多くの施設で６月に１回の頻度で健康診断が実施できる体制をつくっている．
（６）施設，設備に関する規制ឃ᳇ญ㧔㧟㧕੐ᬺᚲߩႺ⇇放射線施設については，設置場所の条件や，放射線を取り扱う施設として必要な機能，構造，材料などが規定され

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ている．すでに使用を開始している放射線施設はそれらの㧔㧠㧕∛㒮࡮⸻≮ᚲߩ∛ቶ

条件を満足して許可を得ているわけだが，その後も，許可を受けた施設・設備の機能を維持する義務がある．この維㧔㧡㧕੐ᬺᚲౝዬ૑඙
ၞ࡮ࠥࠬ࠻ࡂ࠙ࠬ
࡮቞ⴡᚲ

持管理のため放射線管理室は，日常点検や定期点検で施設内外の巡視を実施している．
（７）自主管理ឃ᳓ญ

放射線施設ではそれぞれ放射線取扱主任者が選任され，

図５

放射線施設と事業所の場所５区分．

表１

場所に就いての規制値のまとめ．

表２

放射線業務従事者

工場または使用施設内の工場または管理区内の 病院または事業所の人が人が常時事業所の境界境界
診療所の病室居住する区域
立ち入る場所
放射線量≦1 mSv（実効線量） （週）≦1.3 mSv
（３月）

実効線量

≦1.3 mSv ≦0.25 mSv ≦0.25 mSv
（３月）
（３月）
（３月）

空気／
≦空気中 ≦1/10 空気中
排気中濃度 濃度限定
濃度限度
（Bq/cm3） （週平均） （３月平均）

≦排気中
濃度限度
（３月平均）

排水中濃度（Bq/cm3）≦排水中濃度限度（３月平均）

表面密度≦表面（Bq/cm2） 密度限度

被ばく線量測定のまとめ．

≦5 mSv/３月
女子の放射線業務従事者 （４月１日，７月１日，１
０月１日，１月１日を始期とする３月）
妊娠を申し出た女子
緊急作業者
一時立入者

従事者

≦ 1 / 10 表
面密度限度

等価線量

空気中濃度限度：告示別表第２の第４欄
排気中濃度限度：告示別表第２の第５欄
排水中濃度限度：告示別表第２の第６欄
表面密度限度：告示別表第４≦1 mSv（申し出から出産までの内部被曝）≦100 mSv≦100 μSv

眼水晶体≦150 mSv/year（４月１日を始期とする１年）

皮膚≦500 mSv/year（４月１日を始期とする１年）

妊娠を申し出た ≦2 mSv
女子の腹部 （申し出から出産までの腹部表面）
緊急作業者

６２７

≦100 mSv/５年（平成１
３年４月１日以降各５年）≦50 mSv/１年（４月１日を始期とする１年）

眼水晶体
皮膚

≦300 mSv≦1 Sv

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.9 September 2013

原子力規制委員会に届けてある．この選任は，自主管理を

参考文献

目指して行われる．放射線障害防止法では「放射線障害の［１］EJ, Bromet et al., A 25 year retrospective review of thepsychological consequences of the Chernobyl accident.
Clinial Oncology, 23, 297 (2011).
［２］ICRP, Recommendations of the International Commission on
Radiological Protection, ICRP Publication 1. (Pergamon
Press, Oxford, UK, 1959).
［３］UNSCEAR, Report of the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation 1977 report.
United Nations, New York.
［４］ICRP, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 26. Ann.
ICRP 1(3), (1977).
［５］ICRP, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60. Ann.
ICRP 21(1-3), (1991).
［６］ICRP, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 103.
Ann.ICRP 37(2-4), (2007).
［７］ICRP, Application of the Commission's Recommendations to the Protection of People Living-term Contaminated Areas after a Nuclear Accident or a Radiation
Emergency. ICRP Publication 111. Ann.ICRP 39(3),(2009).
［８］日本アイソトープ協会：アイソトープ法令集!−放射線障害防止法関係法令−（丸善出版，２０１２）．
［９］日本アイソトープ協会：放射線障害の防止に関する法令概説と要点（改訂９版）（丸善出版，２０１
２）．
［１０］柴田徳思編：放射線概論 第１種放射線試験受験用テキスト（第８版）（通商産業研究社，２
０
１
２）
．
［１
１］日本アイソトープ協会：放射線・アイソトープを使う
前に−教育訓練テキスト−（丸善出版，２
０
０
６）
．
［１
２］西澤邦秀，飯田孝夫編：放射線安全取扱の基礎（名古屋
大学出版会，２００６）．

防止について監督を行わせるため放射線取扱主任者免状を有する者の中からを放射線取扱主任者を選任しなければならない」と定めている．また，独自の放射線障害予防規程を制定するのも自主管理の一貫である．予防規程は，放射線障害防止法だけではカバーできないそれぞれの施設の特別な事情や状況を鑑みて，法令を逸脱しない範囲で作成
し，３０日以内に原子力規制委員会へ届けなければならな
い．届け出た後は，放射線障害防止法と同じレベルで，遵守する義務が生じる．そのため，理想的ではあるが実行できないような規程にするより，その施設で実際に実施できるように作成することが大事である．
（８）立入検査
立入検査にユーザーが直接立ち会うことはほとんどないであろう．しかしながら多くの放射線管理室は，常に立ち入り検査を意識して管理業務を行っている．こうした立入
検査は，ひとつではない．著者らが４０年以上の間に経験した例をあげると，放射線障害防止法に基づいて原子力規制委員会や原子力規制委員会により登録を受けた検査機関より行われる立入検査，施設検査，定期検査そして定期確認，
また障害防止法と別に，行政管理庁，厚生省，労働基準監
督署，県保健所などが行う立入検査（当時の官公庁名を使用した），などがあった．
以上，放射線障害防止法を８項目に分類して，その一部を紹介した．さらに詳しくは，参考文献［８‐１２］を参照いた（河野孝央）みちあき甲 斐 倫 明公立大学法人大分県立看護科学大学，教授，主な研究分野は，放射線保健・防護，
リスク解析．生物機構に立脚した発がん数
理モデル，リスク論などを研究．福島事故
以後，サイエンスと倫理との関係に関心をもってリスク問題に取り組んでいます．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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!!!!!!!!!!!!!

い

かわ

の

たか

お

河 野 孝 央核融合科学研究所 ヘリカル研究部 装置
工学・応用物理研究系 放射線安全工学部門所属，これまで大学，病院，研究機関の放射線管理室を渡り歩くこと７回，平均で!!!!!!!!!!!!!!!!!

か!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

６年いましたから，放射線管理歴は４０年を超えました．現在，
液体・気体中微量トリチウム検出器の開発や，法の規制を受けない放射線源の開発と教育実践応用の研究を進めております．お酒は，銘柄，値段によらず，嫌いなほうではありません．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

だきたい．

６２８

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

J. Plasma Fusion Res. Vol.89, No.9 (2013)６
２９‐６３４

講座 核融合施設における放射線計測の基礎

２．放射線計測の基礎
2. Fundamentals of Radiation Measurement
飯 本 武 志１），上 蓑 義 朋２），河 野 孝 央３）
IIMOTO Takeshi１）, UWAMINO Yoshitomo２）and KAWANO Takao３）
１）

東京大学，２）理化学研究所，３）核融合科学研究所（原稿受付：２
０
１
３年８月２
２日）

放射線計測，線量計測を実施する上で基礎となる重要な知識，すなわち，さまざまな単位の定義，放射線計
測機器の概要，代表的な放射線検出器の構造と特徴，放射線計測における統計について概説した．
Keywords:
becquerel (Bq), electron volt(eV), gray(Gy), sievert(Sv), ionization chamber, GM counter, NaI(Tl)scintillation spectrometer,
standard deviation, error propagation, detection limit.

２‐１ 放射線計測機器の概要

考え方がある．

２．
１．
１ 放射線計測機器の分類［１］前者は，はじめから放射線の個々の情報をとることを断（１）検出原理による分類

念しており，ある限られた空間での放射線の線量などにつ放射線による物質の電離作用と励起作用（物質の発光現

いて，ある時間にわたる時間的平均値または積分値を知る

象，化学変化，発熱現象などにつながる）が，計測機器のことを目的としている．該当する計測機器には，直流型電放射線検出原理に利用されている．

離箱などがあるが，GM 計数管式サーベイメータや NaI

アルファ線やベータ線などの荷電粒子は，物質中を通過（Tl）シンチレーション式サーベイメータなど，原理的にするだけでまわりを電離して，電子と陽イオンの対を生成

は個々の放射線を測定してはいるものの，結果として線量する．ガンマ線や中性子線のような電荷をもたない放射線等の時間的平均値を表示させるように設計された機器は，は，物質と相互作用して生成する高速の荷電粒子を介してこの区分に整理されることになる．

電離を生じる．これらの電荷をうまく集めることができれ個々の放射線に着目する計測器には，放射線と検出器のば，電気信号として認知することができる．これが放射線相互作用のタイミングを追跡することに主眼をおくものの電離作用を検出原理に使った例である．該当する計測機（計数型の検出器）と，検出部のなかでの放射線が相互作用器には，電離箱，比例計数管，ガイガーミュラー（GM）計した場所，方向などに主眼をおくもの（飛跡記録型の検出数管，半導体検出器などがある．

器）がある．計数型の検出器には，パルス型電離箱，GM

一方，例えば，一部の無機物質は，放射線から物質内部

計数管，半導体検出器，NaI（Tl）シンチレータ，ZnS（Ag）の電子がエネルギーを受けとって，通常よりも高いエネル

シンチレータなどがある．情報取得のための信号としてギー状態になることがある．この状態を励起状態とよぶ．

は，電気的パルスが用いられ，個々の放射線が相互作用しこの電子はすぐに，あるいは外部からのレーザー光や熱なたタイミングのみならず，エネルギー，入射角度，種類などの刺激を受けて，元の安定したエネルギー状態（基底状

どの情報が得られるものもある．一方，飛跡記録型の検出態）に戻るが，その際に余ったエネルギーを蛍光として放器は，放射線に関する空間分布的な情報を取得することを出することがある．この蛍光の強さが，入射した放射線の目的としている．固体飛跡検出器やイメージングプレート

線量に比例する性質などを使って，放射線計測がなされてが，この種の計測器として利用できる．

いる．該当する計測機器には，NaI（Tl）シンチレータ，

昨今の計測機器の進歩はめざましく，上記の区分が必ずZnS（Ag）シンチレータ，熱ルミネッセンス素子，OSL

しも明確ではなくなってきてはいるが，放射線計測の目的

素子，蛍光ガラス素子などがある．

を事前に明確にした上で適切な計測機器を選択することが（２）計測対象による分類

きわめて重要である点は不変である．

放射線計測の目的はさまざまである．整理の一例とし

また，ここで詳しく触れることはできないが， 場 の線て，放射線量の平均強度を求める目的と，個々の光子や粒量測定と 人 の線量測定では，たとえ同一の計測機器を用子に着目して放射線を検出する目的，の２系統に分類する

いることができたとしても，ISO 等で規定された機器の校1)Division for Enviroment, Health and Safety, The University of Tokyo, TOKYO 113-0032, Japan
2)RIKEN Nishina Center for Accelerator-Based Science, Wako, SAITAMA 351-0198, Japan3)National Institute for Fusion Science, Toki, GIFU 509-5292, Japan

６２９!2013 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.9 September 2013

正方法が異なることを特筆し，注意喚起をしておきたい．

ない．また，湿度に弱く，精密回路の安定のために使用前

２．
１．
２ 主な放射線計測機器の準備運転を要するなど，使用上に留意すべき点も多い．
２．
２．
２ GM 計数管

放射線の検出原理別に，代表的な検出器を整理したのが
表１である．それぞれに特徴があり，前項で一例として挙図１でモデル化される検出器の内部では，気体中で発生

げた計測対象の分類（放射線量の平均強度を求める目的

した電子，イオンが電極に引き寄せられる途中で気体分子と，個々の光子や粒子に着目して放射線を検出する目的）と衝突する現象が起きている．この検出器の印加電圧を上のみならず，放射線の種類，エネルギーの高低，放射線量

げていくと，衝突の合間に電子が強く加速され，次の衝突

や放射能レベルの大小，温湿度・気圧などの環境条件，要の際に気体分子をさらに電離して新しい電子―イオン対を求される測定の精度などによって，検出器，計測機器を適生成することになる．この現象は電子の移動の方向になだ

切に使い分ける必要がある．

れのように拡大していくので，電子なだれと呼んでいる．
また，これに伴ってパルス型の検出器で得られる電気信号（飯本武志，上蓑義朋）

が大きくなることをガス増幅と呼んでいる．印加電圧をさ２．
２ 代表的な放射線検出器の特徴と原理［３］らに上げると，ガス増幅が極限に達し，得られる電圧パル

２．
２．
１ 電離箱

スの高さが，最初に発生した電子―イオン対数とは全く無

図１に電離箱の概念を示した．平行に向かい合った２枚関係に，大きく，一様になるレベルに到達する．このときの電極に電圧が印加されている．荷電粒子が気体中を走るの印加電圧の領域を GM 領域と呼び，この原理を利用したと，気体分子を電離し，電子とイオンの対を生成する．負検出器を GM 計数管と呼んでいる．

の電荷をもつ電子は正の電極に引き寄せられ，正の電荷をGM 計数管を検出器としたサーベイメータがある．ベーもつイオンは負の電極に引き寄せられる．その結果，回路

タ線とガンマ線を同時に計測できる端窓型の GM サーベイに電流が流れ，放射線が検出される．多数の放射線によっメータが表面汚染の検査などによく用いられるが，トリチて平均的に流れる電流を測定するものを直流型電離箱と呼ウムなどの軟ベータ核種の放射線は検出器の窓を通過でき

び，電荷を電圧パルスに変換して測定するものをパルス型

ず，測定できない核種があることに注意が必要である．ま

電離箱と呼んでいる．気体分子を電離させる荷電粒子は，た計数率が大きくなると，検出器固有の不感時間（100 μ

アルファ線でも，ベータ線でも，ガンマ線によって電極な秒程度）のため，放射線の数え落としの割合が顕著になっ

どからたたきだされた２次電子でもよい．電極に印加する

たり，完全に計数動作が停止してしまう（窒息現象）状況

電圧が低いと，電子とイオンが電極に集められる前に再び結合（再結合）してしまう．したがって，再結合を起こさないレベルの十分な電圧（電離箱領域の電圧．通常は数 10〜数 100 V）を印加する必要がある．
電離箱を検出器とした 1 cm 線量当量測定用のサーベイ
メータがある．電離箱サーベイメータはエネルギー依存性がよく，ガンマ線やエックス線による放射線場の線量率測定に高い能力を発揮する．一方，測定の感度が比較的低く，
自然放射線レベル（0.05 μSv/h 程度）の線量率測定はでき
表１

図１

放射線の検出原理と検出器［２］．

検出原理（信号）
一時電離
電離現象（電荷→電流，電圧） 電子なだれ
蛍光放出
チェレンコフ放射
発光現象（光子→電荷→電圧）

化学変化

飛跡現象
発熱現象
放射化

電離箱の基本原理．

蓄積誘電放射
写真作用
酸化・還元反応
ラジカル形成
着色
放射線損傷
液滴形成
気泡形成
熱発生
核反応

検出器
電離箱（気体），半導体検出器（固体）
比例係数管，GM 計数管
シンチレーション検出器
チェレンコフ検出器（液シン）
イメージングプレート
熱ルミネセンス線量計
OSL 線量計
蛍光ガラス線量計
写真乳剤，X 線フィルム
化学線量計
アラニン線量計
高分子線量計，カラーインジケータ
固体飛跡検出器
霧箱
泡箱，バブルディテクタ
カロリメータ
放射化検出器６３０Lecture Note

2. Fundamentals of Radiation Measurement

T. Iimoto et al.

れる場合の数 "$'%はに陥ったりするので，高線量環境での測定には十分な注意が必要である．

"$
'%
#

２．
２．
３ NaI
（Tl）
シンチレータNaI（Tl）シンチレータは，タリウムを少量添加したヨウ

#!
##!'，
#!'%
'!
!
$

（１）

であるから，１回の測定で計数 'が得られる確率 $%$'%は化ナトリウムの結晶を，ガラス窓がついた金属のケースに封入したものである．ヨウ化ナトリウムは潮解性があるた$%$'%##!'(')$#!'%．

め，このようなケースに密封された構造をもつ．このケー（２）

スを通過することのできないアルファ線を測定すること

#
これは $
(")%
##の展開式に等しい．すなわち # 個の区は，原理的に不可能である．ベータ線もケースの影響を受間のうち '個で放射線が検出される確率は，二項分布関数

けるが，それ以上にヨウ化ナトリウムが高原子番号である$%$'%で表すことができる．また平均値と分散は次式で定ため，後方散乱の影響が大きく，入射したベータ線が再び義されるからシンチレータから逃れてしなう確率が高いため，ベータ線#の測定にも本質的に向かない．

平均値 &#! '$%$
，
'%

（３）

'#"

シンチレータに入射するガンマ線やエックス線によって#$分散 $$#! $
．
$%$
'!&%
'%

たたき出された電子は，結晶の中で電離や励起を起こす．

（４）

'#"

これらが元に戻る過程で，シンチレータは吸収したエネル
ギーに比例した強度の光（シンチレーション光）を発する．

（２）の関係式を用いると，&#(#，$$#()# を導くこと添加されたタリウムは活性化物質（アクチベータ）と呼ばができる［５，６］．

れ，吸収したエネルギーが光として放出されやすいよう（２）３種の分布関数に，かつ測定しやすい波長の可視光が放出されやすいよう

二項分布関数は，放射線計測の統計的な性質を説明するにする働きがある．

には都合がよい．しかしながら理論的な取り扱いでは，二NaI（Tl）シンチレータを用いて，電離箱や GM 計数管と項分布関数の近似式であるポアソン分布関数か，ガウス分比較して，非常に高い検出効率をもつガンマ線用サーベイ
メータをつくることができ，自然放射線レベルを測定する

布関数（正規分布関数）が用いられる．ポアソン分布関数
は放射線検出確率 (が非常に小さい場合に，またガウス分ことができる．エネルギー補償型のサーベイメータによれ

布関数は放射線検出確率 (が非常に小さくかつ平均値 &ば，電離箱サーベイメータと遜色のないエネルギー特性がが非常に大きいという条件を加えると，それぞれ二項分布得られ，空間線量率を正しく測定することができる．

関数から導くことができる．ポアソン分布関数とガウス分（飯本武志，上蓑義朋）

布関数が成り立つ場合に得られる重要な結論は，平均値&と分散$$が等しいということである．分散の平方根が標

２．
３ 放射線計測の統計

準偏差であるが，これは放射線計測現場では日常的に使用使用する検出器，計測時間，放射線源，その他，全てのされる重要な関係式である．３種の分布関数の関係を図２

測定条件が同じであっても，測定を繰り返して得られる計にまとめる［６］．

数は，かならずしも同じはなく，むしろ異なる．放射線は，

２．
３．
２ 誤差の伝搬

決まった時間間隔で規則正しく検出されるわけではない．

（１）誤差の伝搬式［７］ランダムである．しかしながら，このランダム現象を数多く集めると，一定の規則性がみえてくる．これが放射線計

今，ある物理量 %，+，&&&が，測定で得られる独立変数 *,，……を 用 い て 間 接 的 に 求 め ら れ る と す る と，&測の統計的性質である．この統計的性質は，放射線検出が

*
%
!
+
!
,
!
$
&%である．この微分をとる．
&#%
&
&
&

バイナリー過程の一種であることから，数学的に分布関数の形で表現することができる．またこうして得られた計数
ੑ㗄ಽᏓ 㧺㧯㨚㨜㨚S㧔㧺㧙㨚㧕 㧔ᐔဋ⸘ᢙ㧦㧺㨜‫⸘ޔ‬ᢙߩಽᢔ㧦㧺RS㧕

に対する有意性の評価には，誤差の伝搬式から導かれる検出限界の式がよく使われる．以下，分布関数，誤差の伝搬㧺㧦඙㑆ߩᢙߪචಽᄢ߈޿
㨜㧦ฦ඙㑆ߢ᡼኿✢߇ᬌ಴ߐࠇࠆ⏕₸ߪ㕖Ᏹߦዊߐ޿

式，そして検出限界の式の概要をまとめる．
２．
３．
１ 分布関数（１）二項分布関数

ࡐࠕ࠰ࡦಽᏓ

今，計測時間を # 個の区間に分ける．どの区間も等間隔である．# が十分に大きいと，それぞれの区間では，放射

㨙㨚
㨑㧙㨙
㨚㧍

㧔ᐔဋ⸘ᢙ㧩⸘ᢙߩಽᢔ㧦㨙㧕㧺㧦඙㑆ߩᢙߪචಽᄢ߈޿
㨜㧦ฦ඙㑆ߢ᡼኿✢߇ᬌ಴ߐࠇࠆ⏕₸ߪ㕖Ᏹߦዊߐ޿
㨙㧦ᐔဋ⸘ᢙ߇㕖Ᏹߦᄢ߈޿

線が１本 検 出 さ れ るか，さ れ な い か の いず れ か に な る［４］．これが放射線検出のバイナリー過程である．ここで測定を無限回繰り返して得られる結果の平均計数が & でࠟ࠙ࠬಽᏓあったとすると，# 個の各区間で放射線が検出される確率

1
ǸO

P㧙O 
G

㧙O㧔ᐔဋ⸘ᢙ㧩⸘ᢙߩಽᢔ㧦㨙㧕(は &"#，検出されない確率は $#!(%#)である．また
図２# 個の区間のうち，'個（##'）の区間で放射線が検出さ６３１３種の分布関数の関係と特徴．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.9 September 2013

率 (/は有意である．

&
%
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&
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"! "*"! "*.
'' ，'%#! "*,
-$
- - &
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, - &
（５）

(
(/#' (2" )，
+
2
)
&+

（１１）

式（５）は，誤差 *%-が，測定できる物理量の平均値からのズ両辺を二乗し，(2#(/"()を代入して整理すると，最終的

レ *,
，*，*.
，……に，偏微分で表される変化率で重み付-に次式が得られる．

けした合計であることを示している．式（５）を２乗して次
(/#

式を得る．
&
%$ $ &%$ $ &
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$
,
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#! " *,"! " *"! " *.
''
'%
-$
&
,
&
&
.

（１２）

これが，バックグランド計数と測定時間から，検出限界計数を求める式である．なお，多くの場合，バックグランド

&
% &
%
&
% &
%
*-"$! "! "**.
"$! "! "*,
&
, &
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- &
- - . - %&% &*,"'' ．
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. &
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" "
"
()!#" #"$．
#! "" ! " "&
+
$ +
2
2
2 +
)
( +

以外の放射線が検出されたかどうかを判断するための下限
計数率（検出下限値）には "#%が，また定量的な評価の結果が有意であるかどうかを判断する下限計数率（定量下限（６）値）には，"##"が用いられる［８］．

測定を # 回行って，# 個の（６）式を求め，全体を合計す（河野孝央）

る．ここで *,，*，*.
，の平均値から大きい方へのズレと-Appendix
１．放射線計測における単位の定義［１‐３，９］小さい方へのズレの数は同じであると仮定して整理し，N
で割ると，

１．
１ 放射能の強さを表す単位#&% $# #
&
%$# #
#% *%
$
$
$
#! " % *,"! " % *&, # &##&- # &## # &##$ベクレル（Bq）

放射能の強さを表す単位として，古くは，１グラム（g）のラジウムの放射能に由来するキュリー（Ci）が用いられて

#

&
% #
$
"! " % *.
"'' ，（７）&. # &## -いた．現在は，原子核が１秒間に放射性壊変する数によって放射能の強さを規定する，SI単位系のベクレル（Bq）を用

したがっている．基本単位の組み合わせで単位ベクレルを表現する&%$ $ &%$ $ &%$ $$%,#! " %,"! " %"! " %.
"'' ．
&
,
&
&
.

と，Bq=sec−1 となる．単位キュリーと単位ベクレルの関係
は，1（Ci）≒3.7×1010（Bq）である．

（８）

１．
２ 放射線のエネルギーを表す単位

電子ボルト
（eV）

これが，複数の独立変数で表される物理量の分散を求める

１電子ボルト（eV）とは，真空中で１ボルト（V）の電位差ときに使用される誤差の伝搬式である．この式において

で電子を加速した時に，電子が最終的に獲得する運動エネ

$
$
$
，%，%.
……の値は，計数がガウス分布関数に従うなら%,ルギーと等価なエネルギーを表す単位である．SI 単位系のば，平均計数に等しいとすればよい．

である．放ジュール（J）との関係は，1（eV）≒1.6×10−19（J）（２）検出下限計数率

射線のエネルギーを表現する場合には，キロ電子ボルト

試料測定とバックグランド（BKG）
測定で得られた #2と（keV），メガ電子ボルト（MeV），ギガ電子ボルト（GeV）#)を用いて，正味の放射線計数率を求める場合を考えなどがよく用いられる．

る．このとき正味計数率は以下の式で表される．

１．
３ 吸収線量およびカーマを表す単位

グレイ（Gy）

ある物質が放射線から受けるエネルギーの量で規定され#(( # #2! ) #%
#2!
#)%
$
+
+
2
)

る線量に「吸収線量」がある．吸収線量は放射線の種類や（９）対象となる物質を問わず，すべてのケースで使用できる．

試料測定計数：#2，

BKG 測定計数：#)

単位としては SI 単位系のグレイ（Gy）が用いられ，基本単試料測定時間：+2，

BKG 測定時間：+)

位の組みあわせで表現すると，J kg−１となる．微小領域内試料測定計数率：(2##2"++
2，BKG 測定計数率： ()##)")のエネルギー収支（核反応や素粒子反応が起きない場合，試料の正味計数率：(/#(2!()

その領域に放射線が運び込むエネルギーとその領域から運び出すエネルギーの差になる）に着目しているのが，この（８），（９）式と，分散の平方根が標準偏差であることか

吸収線量である．一方，微小な質量の物質中で，電荷をもら，次式が導かれる．

たない放射線（光子線，中性子線）によってたたき出されたすべての二次荷電粒子のもつ運動エネルギーの和として

(2 ()
2 #)
標準偏差 %# #$
" $#
"
+
+
2
)
&+
2
)
'+

規定される線量を，「カーマ（kerma）」と呼ぶ．これは ki-（１０）

netic energy released in material の略である．カーマの単位

この式をもとに，正味計数率(/が標準偏差の"倍を超えるもグレイ（Gy）である．

ときに有意であると仮定して，検出下限計数率の式を導く．すなわち，以下の不等式が成り立つときに，正味計数
６３２

Lecture Note

2. Fundamentals of Radiation Measurement

１．
４ 人の被ばく線量を表す単位

シーベルト（Sv）

T. Iimoto et al.

か，弱いか）を乗じて，全身の和をとることで計算される．

（１）防護量と実用量（計測量）の整理［１０］

実効線量は，放射線の全身被ばくがあったときのがんの発シーベルト（Sv）は，放射線被ばくによる人体影響の程

生確率を考慮して，人体影響の程度を数値化したもの，と度を数値で示すための指標，被ばく線量の単位として用い説明できる．

られる（表１）．同一の吸収線量であっても，アルファ線，（３）実用量（計測量）

ベータ線，ガンマ線，中性子など，放射線の種類によって防護量（等価線量，実効線量）を直接測定することはで

人体への影響の程度は異なるが，この単位シーベルトを使きない．防護量を求める際に必要となる臓器・組織別の平

えば，どのような放射線の被ばく（漢字では「被曝」）で均吸収線量を放射線計測装置で測ることができないからでも，同じものさしで人体影響の程度を数値化できることにある．その代替として，計測のための量として用意された利点がある．

のが「実用量」である．つまり，実際に被ばくした個人やシーベルト（Sv）を単位とする線量には，等価線量，実集団，あるいはこれから現実の問題として被ばくしそうな

効線量，周辺線量当量，個人線量当量，預託実効線量など

個人や集団が特定できる場合に，その被ばく線量を個別にがある．ひとつの単位で人体影響に関連のあるさまざまな測定，評価しようとするときに用いられるのが，この実用線量を表現できる利点がある半面，表現された数値がどの量である（表２）．

線量を示すシーベルトなのか，注意が必要となる．これら

たとえば適切なサーベイメータを使えば，空間の放射線

シーベルトを単位として用いる線量群は，大きく２つの系量率（μSv/h）をその場で直読することができる．この場統に区分することができる．ひとつは「防護量」，もうひと合，実用量のうち，外部被ばくに関係のある，周辺線量当

つは「実用量（計測量）」である．

量率を測ったことになる．極めて稀な例外を除けば，個人（２）防護量

線量計やサーベイメータなどで測定できる実用量は法令で放射線防護の目的は，がんや遺伝性影響の発生を容認で定められる線量限度などの防護量と同じか，またはそれよ

きないレベルよりも低くして，かつ，脱毛や白内障など，り若干高い値を表示するように計測機器は設計，設定され発生のしきい線量が明確になっている影響を防止することている．内部被ばくの線量を評価するときには，預託実効にある．その目的を達成するためのひとつの手段として，線量の考え方を用いるが，ここではその解説を割愛する．

法令などでは，たとえば，子どもを含む公衆や仕事上で放線量を評価する現場では，測定，あるいは計算された実射線を扱う作業者（成人）に対して，それぞれに被ばく線

用量のシーベルトが，別に定められている線量限度や参考

量に関する管理上の上限値（線量限度）が定められている．

レベル（防護量）より低ければ，線量として法令を十分にこのときに使用されるのが「防護量」，つまり等価線量や担保している，あるいは線量の目安や目標をクリアしてい実効線量である．

るとの判断が可能となる．

等価線量は，胃や肺などの臓器・組織が放射線によって（飯本武志，上蓑義朋）

受けた吸収線量に，放射線の種類の違いによる人体影響の効果に関する係数を乗じて計算される．胃の等価線量，肺参考文献の等価線量というように，臓器・組織ごとの局所的な線量［１］小川岩雄 著：放射線（改訂版）（コロナ社，１９７
３）．
［２］日本アイソトープ協会編：放射線取扱の基礎（７版）【第１種放射線取扱主任者試験の要点】
（２
０
１
２）
．
［３］柴田徳思編：放射線概論 第１種放射線試験受験用テキスト（第８版）
（２
０
１
３）
．

を表現するために使用される．
一方，実効線量は，臓器・組織別に求められた等価線量に，被ばくした部位の放射線に対する感受性を考慮した係数（人体中の臓器・組織を比較し，相対的に放射線に強い
表１

Sv 単位を用いる防護量と実用量（計測量）の分類．

【実用量（計測量）】【防護量】
線量限度や参考レベルなど，放射線防護を目的として，線量の数値 実際に起こった（あるいは起きそうな）被ばくを，個人や集団をある程度特定して，線量を個別に評価するためのもの
基準，目標値などを表現するためのもの
等価線量，実効線量

周辺線量当量，個人線量当量，預託実効線量など
表２

Sv 単位を用いる防護量，実用量，実用量の法令上の名称（外部被ばくについて）
．

対
象

防護量

環
境

実効線量
眼の水晶体の等価線量
皮膚の等価線量人

実効線量
眼の水晶体の等価線量
皮膚の等価線量
腹部表面の等価線量（妊娠中の女性）

実用量
（計測量）
周辺線量当量 !!""!#
方向性線量当量 !$"###"$
方向性線量当量 !$
"
##
!!
!
$"
個人線量当量 !%""!#個人線量当量 !%"##個人線量当量 !%"!!
!
$#個人線量当量 !%""!#注）現法令では，測定は義務づけられていない

６３３

実用量の
法令上の名称
1 cm 線量当量―注）70 μm 線量当量
1 cm 線量当量―注）70 μm 線量当量
1 cm 線量当量

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.9 September 2013

もと

たけ

し

飯 本 武 志東京大学環境安全本部 准教授．早稲田大学大学院理工学研究科（物・応物）博士後期課程修了．博士（工学）．専門は「放射線防 護」「放 射 線 計 測」
「環 境 放 射 線（能）」「放射線管理」．安全管理分野の専門家育成のみならず，広く，環境・安全・リスクをキーワードに，学校教員育成，児童生徒への教育にも力を入れている．

うわ

みの

よし

とも

上 蓑 義 朋理研仁科加速器研究センター 安全業務室
長．研究分野は放射線遮へいと放射線防護など．生まれは金沢市．学生時代からずっと加速器の放射線防護研究に関わっており，東大核研と理研では実験も行った２台のサイクロトロンを看取り，解体・廃棄を担当した．趣味は酒の当て料理．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

いい!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!

HILL).
［８］G. Gilmore, J.D. Heminbway, 米沢中四郎他６名共訳：
実用ガンマ線測定ハンドブック
（２
０
０
２，
日刊工業新聞社）．
［９］多田順一郎著：わかりやすい放射線物理学（オーム社，
２
０
０
１）
．
［１
０］日本アイソトープ協会編：はじめての放射線測定 ―正しく理解し，正しく測ろう放射線―（２
０
１
２）
．

!!!!!!!!!!!!!!

［４］三浦 功，管 浩一，俣野恒夫共著：放射線計測学
（１
９
７
４，
裳華房）
．
［５］吉澤康和：新しい誤差論−実験データ解析法（２
０
０
９，共
立出版）
［６］木村逸郎／阪井英次訳：Knoll，放射線計測ハンドブッ
ク第３版（２００１，日刊工業新聞社）［７］P.R. Bevington, DATA REDUCTION AND ERROR ANALYSIS FOR THE PHYSICAL SCIENCE (1969, McGRAW-!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

６３４

J. Plasma Fusion Res. Vol.89, No.10 (2013)６
８１‐６８２講座 核融合施設における放射線計測の基礎

３．核融合施設における放射線計測
3. Radiation Measurement in Fusion Facility

３．
１ 放射線計測の特徴
3.1 Features of Radiation Measurement in Fusion Facility
田 中 将 裕，田 中 照 也
TANAKA Masahiro and TANAKA Teruya
核融合科学研究所（原稿受付：２
０
１
３年９月２日）核融合炉システムでは，核融合反応を用いることによる特徴や独自性を有する．放射線測定の観点では，燃料として放射性物質であるトリチウムを取り扱うこと，燃焼プラズマから発生する中性子を測定監視する点に特徴がある．これら測定対象となる放射線線量や放射能の量は，数桁から２０桁まで広い範囲を取り扱う必要がある．
Keywords:
fusion reactor, D-T reaction, tritium, beta-ray, neutron

３．
１．
１ 核融合炉システム

リチウムおよび中性子の特徴を簡単に述べる．

核融合炉システムは，将来のエネルギー源として研究開

３．
１．
２ トリチウム計測の特徴

発が進められている．新しいエネルギー源としての核融合炉システムは，持続的な核融合反応によって放出されるエ

水素同位体であるトリチウムの大きな特徴は，放射性をネルギーを安全かつ安定的に電力へ変換し利用する上で，有することである．放射性同位元素であるトリチウムは，様々な機能を必要とする．これら機能は従来のエネルギー

半減期 12.32 年［３］で !崩壊によりニュートリノを伴ってヘシステムとの共通性，類似性を有する箇所もあるが，核融

リウム 3（3He）に壊変する．

合反応を利用することによるシステムの特徴や独自性ももつ．

T→3He＋e−＋"，

第一世代核融合炉では重水素（D）と三重水素（T，トリ

ここで，e−，"は !! 線（電子）およびニュートリノを示す．

チウム）を燃料として用いることが検討されている．D とこの際にトリチウムから放出される !線のエネルギーは弱T による核融合反応を次に示す．
D＋T→４He（3.52 MeV）＋n（14.06 MeV）

（２）

く，最大で 18.6 keV，平均で 5.7 keV である．その飛程は空（１）

気中で 5 mm 程度と短く，外部被ばくはほとんど問題とさここで，n，4He はそれぞれ中性子，ヘリウムである．トリ

れない．トリチウム量の単位は，他の放射性物質と同様にチウムは放射性同位元素であり，十分な閉じ込め機能を有

放射能を表すベクレル（Bq）や，重量を表すグラム（g）が用する施設での取り扱いや，放射線管理が必要となる［１，２］．

いられる．放射性物質である元素状トリチウム（T2）の発熱

燃料として用いる水素同位体（D，T）
は，標準状態では気体量（崩壊熱量）は小さく，0.324 W/g である［４］．また，分状で存在し，施設内で再処理（精製／分離）されるため，シ

子状トリチウムの密度は，標準状態で 9.584×1010 Bq/cm3

ステム内の計量管理は欠かせない．また，D-T 核融合反応に相当する．トリチウムの主な物性値を表１にまとめる．

によって生成される中性子は，10 MeV を超える高いエネ

核融合システムは分散系であり，大量にトリチウムを取ルギーを有している．中性子がもつエネルギーは，ブランり扱う燃料循環系から極微小量を対象とする環境・生体影

ケット部で熱に変換して発電に供されるとともに，希少な響評価まで，大量高濃度測定と少量精密測定が共存する特

トリチウム燃料の製造に利用される．しかし，高速中性子

異なシステムである．そのため，核融合炉システムにおけは，システムを構成する材料を損傷させたり，材料の放射るトリチウム絶対量測定の対象範囲は１０２０桁にもなり，単化を引き起こす．

一の測定手法では対応できないことから多様な測定法が用

この節では，特に核融合炉システムで計測対象となるト

いられている．本講座では核融合炉施設内を対象としたトNational Institute for Fusion Ecience, Toki, GIFU 509-5292, Japanauthors’ e-mail: tanaka.masahiro@nifs.ac.jp, teru@nifs.ac.jp

６８１!2013 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.10 October 2013

表１

トリチウムの主な物性値，核データ［１
‐
５］
．

原子質量
壊変様式
半減期
崩壊定数
#線エネルギー
最大 #線飛程

最大
平均
空気中
水中

沸点（T2，
1atm）
T イオン化エネルギー
崩壊熱（T2）
比放射能

3.01605
０
０％）
#崩壊（１
４
５
０
０±８日
（12.32±0.02 年）
1.783×10−9 s−1
18.591 keV
5.69 keV
5 mm
6 μm

以上のエネルギーをもつ中性子を高速中性子（fast neutron），10 keV 以上を中速中性子（intermediate neutron），
10 keV 以下になったものを低速中性子（slow neutron）という．特に媒質中の分子の熱運動と平衡に達したものを熱中性子（thermal neytron，常温で0.025 eV程度），それよりやや高い運動エネルギーをもつものをエピサーマル中性子（epithermal neutron）という．詳細は３．
３章を参照された
い．
式（１）で示した DT 核融合反応の場合，14.06 MeV のエ

25.0 K
13.55 eV
0.3240±0.0009 W/g
357.8 TBq/g（〜9650 Ci/g）

ネルギーをもつ中性子が生成される．核融合炉システムでは，燃焼プラズマの制御や運転状況の監視，施設内外における放射線監視の観点より，高線量から低線量，高速中性子から熱中性子まで広い範囲の測定手法が求められる．

リチウム計測手法を取り上げることとし，環境トリチウム

参考文献

監視を対象とした測定手法は本号の解説記事を参照された［１］"Safe Handling of Tritium: Review of Data and Experience," IAEA, Technical Reports Series No. 324, (1991).
［２］"Tritium Handling and Safe Storage," DOE-HDBK-11292008, (2008).
［３］L.L. Lucas and M.P. Unterweger, J. Res. Nat. Inst. Stand.
Technol. 105, 541 (2000).
［４］P.C. Souers, Hydrogen Properties for Fusion Energy (University of California Press, 1986) p.205-213.
［５］R.B. Firestone, Table of Isotopes, Eighth Edition (WileyVCH Verlag GmbH & Co. KGaA, 1999).
［６］柿内秀樹，赤田 尚：プラズマ・核融合学会誌 89, 645(2013).

い［６］．

３．
１．
３ 中性子計測の特徴
中性子（!）は陽子とともに原子核の重要な構成要素（素粒子）の一つである．しかし，陽子とは異なり，電荷を持たないため，他の原子核と容易に核反応（散乱や吸収）を起こす．特に数 MeV 以上の中性子は荷電粒子成生反応
，!
!!
""
!!
""反応等），中性子増倍反応 !
!!
!"といったし!
!
きい値（反応下限エネルギー）をもつ核反応も生じさせる．
明確な定義はないが，中性子はその運動エネルギーもしくは速度によっておおよそ３つに分類される．0.1〜1 MeV

６８２

J. Plasma Fusion Res. Vol.89, No.10 (2013)６
８３‐６８５

講座 核融合施設における放射線計測の基礎

３．核融合施設における放射線計測
3. Radiation Measurement in Fusion Facility

３．
２ トリチウム計測の基礎と実践
3.2 Basis and Practice of Tritium Measurements
松山政夫
MATSUYAMA Masao
富山大学水素同位体科学研究センター（原稿受付：２
０
１
３年９月６日）核融合炉システムにおけるトリチウムの閉じ込め性能およびその健全性を監視し，施設内の作業者および公衆の安全性を確保するためには，種々のトリチウム測定装置の設置が必要となる．そこでトリチウムの化学形や物理的状態，濃度範囲および測定環境などの条件を考慮した測定装置や測定法の例示と共に注意事項を記す．
Keywords:
tritium, measurement, !-ray, D-T reactor, environment

３．
２．
１ はじめに得る測定装置，要求仕様および人体や固体材料表面のトリ

第一世代の核融合炉では元素状のトリチウムと重水素がチウム測定法について注意すべき点などを含めて概要を記す．

燃料となるが，炉の運転においては燃料の粒子制御が第一３．
２．
２ トリチウムの化学的状態および物理的状態

義的に重要である．しかし，炉心において消費される燃料は数％程度であり，大部分の燃料は回収されたのちに純化

核融合炉システム内で存在しうるトリチウムの化学形とされて再び燃料として使用される．この燃料循環プロセス

しては，元素状トリチウム（HT，DT および T2）が主となにおいて，元素状以外の化学形を有する高濃度の水蒸気状

るが，これ以外にも水蒸気状トリチウム（HTO，DTO およトリチウムやトリチウム化メタン等が混入するため，これび T2O）やトリチウムを含むメタン化合物（CH3T，CH2T2，らのトリチウム化合物からのトリチウム回収プロセスが不CHT3 および CT4）およびこれ以外の有機物（CHxTy）が可欠となる．また，トリチウム製造の役割をなすブラン

想定される．炉心に供給される燃料としてのトリチウムはケットからのトリチウムの回収・純化プロセスも加わる．

基本的に元素状トリチウムであるが，炉心から排気される

このような燃料循環プロセスを安定して運転するために気体の中には炉内で使用される材料の表面構成原子などとは，各プロセスでのトリチウム量や濃度の測定は必須であの相互作用によって生じた元素状トリチウム以外の分子種

り，各プロセスでの測定条件に合致した種々の計測法が適が生じ，排気される気体の中に混入し得る．したがって，用されることになる．

測定対象となるトリチウムは元素状トリチウム以外のトリ

一方，核融合炉システム内には高濃度かつ大量のトリチ

チウム含有分子種も考慮しなければならない．

ウムが存在するため，環境保全や被ばく防止の観点より，

このように種々の気体状トリチウム分子種の混合状態に

定常運転時における炉システムからのトリチウムの透過・加えて，物理的状態としては液体および固体状態（トリチ

漏洩を最小限に食い止めるための技術的対策が必須とな

ウムが固体材料に吸着や溶解したものを含む）の分子種もる．これと同様に，透過対策等の健全性を常時監視するた

存在し得る．したがって，測定対象となるトリチウムの化

めには核融合炉システムの内外における空気中のトリチウ

学形および物理的状態の両者を考慮して最適の測定方法を

ム濃度の測定が不可欠であるが，その際の濃度範囲は上述選択する必要があるが，単一の測定装置でこれらのトリチの燃料循環系における濃度領域とは大きく異なる．

ウムをすべて測ることは不可能であり，すべてのトリチウ

このような観点より，燃料循環系におけるトリチウム測

ム分子種の精密な濃度測定に対応するためには色々な測定定については他の報告等に譲り［１，２］，本節では核融合炉

方法・手段を準備しなければならない．ただし，現実的なシステムの外側における空気中のトリチウム濃度，適用し放射線防護の観点からみると，作業者が出入りするようなHydrogen Isotopic Research Center, University of Toyama, TOYAMA 930-8555, Japanauthor’s e-mail: masao@ctg.u-toyama.ac.jp

６８３!2013 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.10 October 2013

表１

核融合炉施設内の作業室では，元素状トリチウムと水蒸気

トリチウムに対する空気中濃度限度等．

状トリチウムの濃度を考慮した測定法を検討すれば十分で
核種

あろう．

化学形等

空気中濃度 排気中濃度 排水中濃度限度
限度
限度（Bq/cm3） （Bq/cm3） （Bq/cm3）

合炉システム内とその外で大きく異なる．即ち，核融合炉

メタン
水8×10−1
有機物（メタンを除く） 5×10−1

7×101
7×10−1
5×10−3
3×10−3

6×101
2×101

システム内では元素状トリチウムや水蒸気状トリチウム等

上記を除く化合物

7×10−1

3×10−3

4×101

元素状水素

３．
２．
３ 測定対象となるトリチウム濃度

1×104
1×102

核融合炉施設内で測定対象となるトリチウム濃度は核融3Hの気体状トリチウムが主となり，それらの精密測定が対象と な る．こ の 場 合 の ト リ チ ウ ム 濃 度 の 最 高 値 は 約

レーションカウンターで測定する方法がある．この際元素100 GBq/cm3 となるが，最低値は 10 kBq/cm3 程度となる状トリチウムが空気中に混入していても水バブラーでは捕であろう．一方，炉システム外で作業者が常時出入りする

集されないので水蒸気状トリチウムのみを蓄積できる．こよ う な 核 融 合 炉 施 設 内 で は，環 境 レ ベ ル 付 近 の 濃 度の方法は実時間での濃度変化は不明となるが，表１に示し（〜0.1 Bq/cm3）までが測定対象となる．

たような濃度限度に近い場合でもトリチウム濃度の平均値

作業者の被ばく防止という観点では，人体への取り込みを求めることが可能である．

効率を考慮すると，元素状トリチウムに比べて水蒸気状ト

実環境での電離箱による測定で問題となる点は，作業室

リチウム濃度の精密測定が重要となる．現在，放射線施設

内の湿度および自然放射能の影響である．前者は電離箱内に対して適用されている「放射性同位元素等による放射線の中心電極が高抵抗（〜100 MΩ 程度）で絶縁されているた障害の防止に関する法律」で規定されているトリチウムのめ，湿度が高くなりすぎると電極付近に結露が起こり，暗空気中濃度限度等を表１に示す．なお，表中の空気中濃度

電流の増大が起こり得る．ただし，空気調和設備などに限度は１週間の平均濃度，排気中および排水中濃度限度は

よって空気の温度や湿度が制御されている場合には問題と３月間の平均濃度であり，何れの濃度限度も瞬間値ではなはならない．一方，後者の自然放射能の影響としては，コい．表１から明らかなように，水蒸気状トリチウムやトリ

ンクリート製建屋の場合，ラドン濃度の影響を考えておく

チウム含有有機化合物に対する空気中および排気中濃度限必要がある．ラドンはトリチウムからの "線よりもはるか

度はきわめて低く，元素状トリチウムのそれらに比べてに電離能の大きい !線を放出するため，トリチウムよりも４桁以上厳しく制限されている．

低い濃度でも大きな電離電流として観測され，誤信号の原因の一つとなる．通常，作業室内は外気の圧力よりも低く

３．
２．
４ 測定装置および測定環境維持されるため，建屋の壁などにわずかなひび割れが発生

表１に示した濃度限度は人体の構成元素の一つである水した場合でもラドンの通り道となるため，日常的な監視が素（H）とトリチウム（T）との交換反応の進行を考慮してい必要となる．

るためである．即ち，同じトリチウムでも化学形の違いに

３．
２．
５ 要求される応答性能

よって測定対象となる濃度範囲が大きく異なる．このように濃度限度に大きな差があるとき，単一の検出器で複数のこのような環境レベルまでのトリチウム濃度を測定する

分子種からなるトリチウム混合物を弁別して測定すること

装置は，平常時での濃度測定のみならず，異常時に際しては不可能である．これを回避するため，例えば，元素状トは他の安全設備と連動して動作するように設計されるであリチウムと水蒸気状トリチウムを弁別して測定できるようろう．例えば，トリチウムの漏洩事故に対処するためのにするために異なる機能・性能を有する検出器２台を配置「緊急用トリチウム除去装置の運転開始」や「空気調和設備する方法がある．また実時間測定ではないが，水蒸気状トの流路制御」などが挙げられる．トリチウムの漏洩信号はリチウムのみの濃度の精密な測定法の一つとして，１週間

トリチウム濃度測定装置から空気調和設備に送信され，ト程度の積分値を水バブラーを使用して測定する方法があリチウム漏洩事故の発生室（場所）の空調を遮断すると同る．

時に緊急用トリチウム除去装置を作動させる．風量との関作業室内のトリチウム濃度の実時間測定に適用できるト係より，この一連の作業に要する時間が問題の深刻さを決リチウム濃度測定装置の候補としては通気型の電離箱が挙定することが有り得る．したがって，このような環境レベげられる．これは環境レベルに近いトリチウム濃度を実時

ルの濃度を測定する装置では安定性と同時に応答性能が重間で測定でき，可動部をもたない簡単な構造のため耐久性要な要素となる．

も高いことなどが理由として挙げられるであろう．ただ一方，他の安全設備と連動させる場合に注意すべき点がし，表１に示したように，水蒸気状トリチウムの濃度限度ある．それは誤信号の発生の問題である．特に，環境レベはきわめて低いため，大容積の電離箱を用いても測定はか

ルのトリチウム濃度を実時間に近い状態で測定する装置でなり困難である．

はきわめて微小な電流（10−12A レベル）を測定することに先に述べたように，電離箱による測定を補完する測定法なる．このため誤信号が外的要因や電気回路部品等の不具として作業室から排気される空気を連続的に分取して水バ合から発生することが有り得る．誤信号が一旦発信される

ブラーに通し，これに捕集されたトリチウムを液体シンチと，トリチウム濃度測定装置と連動している全ての設備が
６８４

Lecture Note

3.2 Basis and Practice of Tritium Measurements

M. Matuyama

動作することになり，二次的な障害が発生する可能性があ

用可能である．これは有機フィルム上に輝尽性蛍光体粉末

る．したがって，このような事象を未然に防止するためのを塗布した２次元センサーであり，BIXS法と同様に!線強一つの手段として，同一性能のトリチウム濃度測定装置を度の積分が可能であり，低濃度のトリチウム分布の測定に２台使用し，それらが同時に異常状態を検知した際にのみも適用できる．

異常信号を発報させる方法である．

３．
２．
８ 人体内へのトリチウム取り込み状況の評価
トリチウムから放出される !! 線のエネルギーはきわめ

３．
２．
６ メモリー効果
上述したように，環境レベルのトリチウム濃度を実時間て低く（最大エネルギー：18.6 keV，平均エネルギー：で測定するための候補装置としては３"以上の有効体積を5.7 keV），外部被ばくよりも内部被ばくの方が問題とな有する通気型電離箱が挙げられるが，この種の検出器ではる．特に，トリチウム水蒸気の場合には呼気を通して体内

トリチウムを含む気体が検出器の内部を通過するために，に取り込まれやすい．即ち，人体内へのトリチウムの取り

電離箱の内壁材料へのトリチウムの吸着・溶解による汚染込みが起こった可能性がある場合には，体内のトリチウムが不可避である．即ち，トリチウムのメモリー効果が発現濃度を迅速に評価する必要がある．この評価のための基礎

し，バックグラウンドレベルが上昇することがある．特に，データ取得法として，一定時間ごとに尿中のトリチウム濃

高濃度のトリチウム水蒸気が通過したような場合にはこの度を液体シンチレーションカウンター等で追跡する方法が現象が顕著となり，検出器内のトリチウム濃度が低下してある．これにより被測定者の体内におけるトリチウムの生もみかけ上は高い値を示し続ける．これは低濃度トリチウ

物学的半減期を考慮した被ばく線量を推定できる．なお，

ムの精密測定に際しての障害となる．したがって，高濃度

人間における生物学的半減期として１０日が報告されているのトリチウム水蒸気などが通過する可能性があることが予［８］．

測される場合には，予めトリチウムの吸着・溶解を低減，一方，これに変わる簡便な測定法として，所定量の呼気あるいは吸着したトリチウムを速やかに除去するための方を冷却管中に通し，その中に含まれている水蒸気を捕集策を講じておかなければならないであろう［３，４］．

し，これを少量の水で洗浄・回収してトリチウム濃度を液
体シンチレーションカウンターで測定するコールドトラッ

３．
２．
７ 材料表面の汚染状況の測定

プ法がある．この方法は尿測定法よりも精度は劣るが，測核融合施設内では空気中のトリチウム濃度のみならず，

定の容易さや迅速性の点において優れている．本法は呼気被ばくの低減および汚染の拡大防止という観点より，人体中のトリチウム濃度が体内の水分中のトリチウム濃度を反を初めとして種々の物品や材料の表面汚染の状況を測定す

映することを利用したものである．ただし，この方法ではる必要がある．このための測定法として，スミヤ法［５］，バックグラウンドの値に個人差が表れる場合があるので，トリチウム用サーベイメーター（大面積薄窓形ガスフロー

平常時での各人のバックグラウンドを予め測定しておくこ

カウンター［６］），!線誘起 X 線計測法（BIXS 法［７］），おとも肝要である．これにより，体内のトリチウム濃度のよよびイメージングプレートなどが適用可能である．スミヤ

り正確かつ迅速な評価が可能となる．

法は被測定物の表面を 100 cm2 程度拭き取り，これを液体

３．
２．
９ おわりにシンチレーションカウンター等で測定するもので，定量性には欠けるが，迅速な評価には適している．トリチウム用

核融合施設におけるトリチウム計測は施設内の作業者おサーベイメーターには可搬型もあり迅速な測定には適してよび公衆の安全を確保する上で不可欠な作業項目である．

いるが，超薄膜の放射線入射窓となっているため薄膜が破現在，国際協力の下で国際熱核融合実験炉（ITER）の建設

れやすく，薄膜の支持体などで !線の吸収が起こるため検が進められており，数kgオーダーのトリチウムを使用して出効率が低い点が難点である．なお，作動気体として PR試験が行われる予定である．今後，トリチウム計測技術のガス（アルゴンとメタン１０％の混合ガス）を必要とするた

高度化がますます重要となるであろう．

め，ガスの維持管理も必要となる．
日常的な汚染状況の測定には適していないが，材料表面

参考文献や表面層に保持されているトリチウム量を評価するための［１］渡辺国昭，松山政夫：プラズマ・核融合学会誌 70, 36(1994).
［２］M. Matsuyama et al., Nucl. Fusion 47, S464 (2007).
［３］M. Matsuyama et al., Fusion Technol. 8, 2461 (1985).
［４］H. Miyake et al., Fusion Eng. Des. 10, 417 (1989).
［５］L. Rodrigo et al., Fusion Technol. 28, 940 (1995).
［６］佐藤博夫 他：保険物理 19, 313 (1984).
［７］M. Matsuyama et al., Fusion Sci. Technol. 41, 505 (2002).
［８］E.A. Pinson and W.H. Langham, J. Appl. Physiol. 10, 108(1957).

BIXS 法は，測定表面にアルゴンガスを吹き付けながら，!
線との相互作用によって発生するアルゴンの特性 X 線強度を X 線検出器で測定する方法である．X 線強度は材料の表面から放射 さ れ る !線 の 強 度 に 比 例 す る．検 出 下限は50 Bq/cm2 程度であるが，定量性に優れている．なお，測定時間は表面のトリチウム濃度に依存して変わり，検出限界付近の濃度測定には１００時間程度を要する．トリチウムの分布状態を測定したい場合にはイメージングプレートが適

６８５

J. Plasma Fusion Res. Vol.89, No.10 (2013)６
８６‐６９０講座 核融合施設における放射線計測の基礎

３．核融合施設における放射線計測
3. Radiation Measurement in Fusion Facility

３．
３ 中性子計測の基礎と実践
3.3 Fundamentals and Applications of Neutron Measurement
瓜谷章

URITANI Akira
名古屋大学大学院工学研究科（原稿受付：２
０
１
３年９月２日）重水素を用いたプラズマ核融合実験においては，中性子の測定は物理的興味の面からも，安全管理の面からも重要である．本講座では，核融合実験における中性子計測で必要とされる基礎知識，すなわち熱中性子と高速中性子の検出原理をその素過程に遡って解説するとともに，基本的な中性子検出器を紹介した．また，核融合実験装置での中性子測定例として，中性子束モニタ，中性子エネルギー測定，中性子プロファイル測定について解説した．
Keywords:
neutron, thermal neutron, fast neutron, elastic scattering, nuclear reaction, fission, activation

３．
３．
１ はじめにる中性子計測について，代表的な例を示す．

中性子は電荷をもたず，!線や "線のような直接電離作

３．
３．
２ 中性子検出原理用を有しないため，これを検出するためには，後述する核反応を介して，電離作用のある放射線に変換する必要があ

３．
３．
２．
１ 熱中性子検出法

る．この点は #線計測と共通するところであるが，#線に比（１）検出に用いられる核反応と検出器の例

べて検出器中で全エネルギーを失いにくく，またバックグ

熱中性子の検出には，熱中性子との反応断面積が大きラウンドとなる室内散乱中性子が多いなど，一般的には #く，かつ正で大きい Q 値を有する核反応を利用する．以下

線より測定が難しいといえる．

に，熱中性子の検出に用いられる代表的な核反応を記す．

中性子計測においては，エネルギー的に高速中性子と熱付記されているエネルギーは核反応の Q 値を示す．

中性子，さらにはその両者間の熱外中性子の三つに大きく$!=5330 b"
B＋n → Li＋!＋2.79 MeV %# $!=3840 b→7*Li＋!＋2.31 MeV %$6$!=940 b
Li＋n →T＋!＋4.78 MeV

分類することができる．明確な基準はないが，高速中性子

3はおおむね 10 keV 程度以上のエネルギーを有するものを

10

He＋n →T＋p＋764 keV

さす．高速中性子が周辺物質の原子核と弾性散乱などの相互作用を通してエネルギーを失い，最終的には周辺物質と235

熱平衡状態になっているものを熱中性子と称する．熱中性（１）

7

U＋n →X＋Y＋xn＋〜200 MeV

（２）
（３）

$!=585 b （４）子のエネルギーはマクスウェル分布に従っており，室温における熱中性子束の最確値は 0.025 eV である．高速中性子

ここで $!は熱中性子に対する核反応断面積であり，X,Yと熱中性子の間の領域に存在する中性子を熱外中性子と呼は核分裂生成物を示す．
3ぶ．

He は最も一般的に用いられている熱中性子の検出媒体

熱中性子と高速中性子とでは，計測方法が異なる．熱外である．3He は，それ自体がガス検出器の動作ガスとして

中性子計測は熱中性子との類似点が多いので，熱中性子計

優れた性質を有しているので，電離箱ならびに比例計数管

測に包含されるものと考えてておおむね差し支えない．核において用いられる．１気圧の3He 中では，3He（n，p）T融合実験で扱う中性子エネルギーの下限は熱エネルギー，

反応で生成される p と T の飛程の和 が 10 cm 程 度 と な

上限はおよそ 14 MeV である．本節では，この両者についり，壁効果が顕著となるので，加圧したり，Xe や CF4 などて基本的な検出方法を示したのちに，核融合実験で行われの阻止能の大きいガスが添加される［１］．Q 値が比較的低Graduate School of Engineering, Nagoya University, Nagoya, Aichi 464-8603, Japanauthor’s e-mail: uritani@nucl.nagoya-u.ac.jp

６８６!2013 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchLecture Note

3.3 Fundamentals and Applications of Neutron Measurement

A. Uritani

いので，パイルアップが生じるような高 %線場では，中性インジウムである．熱中性子の自己吸収が無視できる程度

子と %線の弁別が悪くなることがある．

（cm−2s−1）の熱中性子束を t 秒間照射しの厚さの箔に，$+10た直後の放射能 !$#)%は次式で表される．

B は，BF3 が室温において気体として安定に存在するので，比例計数管に用いられる．しかし，BF3 は電気陰性度が!#$+)+#&$!!%,($!&%'

比較的高く，比例計数管として安定に動作させるために（５）

ここで #は箔中の当該原子の個数，&（s−1）は生成されたは，気圧を低くし，かつ比較的高い電圧を印加する必要が放射性物質の崩壊定数である．中性子照射後に，#-%同時計

3あり， He を用いた計数管に比べると使いづらい面があ10

る．また，陰極表面に，蒸着などにより B を薄膜状に装荷測法や，検出効率が校正されたシンチレータや Ge 半導体

した比例計数管も存在するが［２］，パルス波高分布が本質

検出器を用いた %線測定から放射化箔の放射能を得ること

的に連続分布となり，%線との弁別が容易でないため，用により，照射時の熱中性子束 $+を知ることができる．

いられることはあまり多くない．

比較的短時間の照射で測定するためには，反応断面積が6

Li は，高い Q 値を有しているので，熱中性子検出に広く

大きくて，かつ崩壊定数が比較的大きい（半減期が短い）用いられており，なかでもシンチレータに用いられること

核種の選択が望ましい．また放射能計測の観点からは，適が多い．代表的なシンチレータは Li ガラスシンチレータで度なエネルギーの %線を適度な強度で放出する核種が使いある．Li ガラスシンチレータは熱中性子計測に広く用いらやすい．このような観点から197Au が最もよく用いられてれているが，%線により生成された２次電子に対する付与

いる．197Au は同位体存在比が１００％であり，中性子を吸収

エネルギーあたりの発光量と，中性子との反応で生成されして生成される198Au は，半減期 2.696 日でベータ崩壊をした "線と T に対するそれは前者の方が相当大きく，特に容て，%線放出率 98.6％ で 961 keV の %線を放出する．ただ積の大きいシンチレータでは %線との波高弁別が問題とし，熱外中性子領域に大きな共鳴吸収ピークを有するのなってくる．最近，日本において開発された LiCaAlF6 シンで，精密測定の場合にはその補正も必要となる．各種の補チレータ［３］が注目されている．先に述べた付与エネル

正などについては，文献［８，９］を参照されたい．

ギー当りの発光量がガラスシンチレータほどは差がなく，

３．
３．
２．
２ 高速中性子検出法

また波形弁別により %線弁別が可能［４］となるなど，優れた（１）検出に用いられる核反応と検出器の例

点が多い．比較的大きな結晶が作製可能である一方，小結

高速中性子の測定は，中性子束の測定に加えて，エネル

晶を樹脂中に分散させて大面積でかつ %線に対する感度をギー測定が重要となってくる．いずれの測定にも，以下で極めて低く抑えたものが開発中である．また，粉末状の述べる核反応，特に水素原子核との弾性散乱が用いられ

LiF と ZnS（Ag）シンチレータを混ぜ合わせた中性子検出器

る．

も広く用いられている．単なる検出器としても用いられる

高速中性子を計測するための代表的な核反応は，水素原が，この混合体を平面に薄く塗布して２次元の画像検出器

子核との弾性散乱である．水素を用いる理由は，水素原子として使用する例も多い［５］．ただし，LiF 中での荷電粒核の質量が中性子にほぼ等しく，一回の衝突で中性子の全子のエネルギー損失や，ZnS（Ag）が不透明であることもエネルギーを水素原子核に付与することが可能であるこあり，波高分布は多くの場合連続分布となる［６］．

と，ならびに適度な大きさの弾性散乱断面積を有すること

235

U は，金属ウランあるいは UO2 を蒸着，電着等によりによる．また反跳された陽子の計測が比較的容易であるこ

電離箱の陰極内面に装荷して使用する．１核分裂あたり正とも，よく用いられることの一因である．

反対に放出される２個の核分裂生成物のうち，１個は壁内

図１に，静止した水素原子核にエネルギー"&の中性子がで吸収されるので，実際に信号形成に寄与するのは１個の衝突したときの弾性散乱を模式的に記す．ここで (は陽子核分裂生成物である．それでもその付与エネルギーはおおの反跳角，*は中性子の散乱角であり，("*#'!
"である．

よそ 100 MeV であるので，パルス計測が可能であり，%反跳陽子のエネルギー "(は次式で表される．

線との弁別も波高により行うことができる．%線の寄与が""(#"&$('*

大きく，計数率が非常に高くなる状況では，電流出力の（６）

一方，散乱後の中性子のエネルギー "&(は次式で表される．

２乗平均を測定する，いわゆるキャンベル法［７］を用いることにより，%線の寄与を大幅に減じることができる．出力を２乗することにより，両者の波高差をさらに際立たせるp, Epことによるものである．さらに高計数領域になると，電流モードで測定を行う．この場合，%線の影響が著しい場合

n, Enには，中性子に不感で同じ構造をした補償型電離箱を用いHて，%線の寄与を差し引く必要がある．核分裂電離箱は安定して動作するので，原子炉の運転制御に使われており，
核融合分野では中性子束モニタに使用されることが多い．
（２）箔放射化測定法

En

熱中性子束の絶対測定には，箔放射化法が一般的に用い図１

られている．熱中性子検出に主に用いられる元素は，金と６８７

中性子と水素原子核の弾性散乱の模式図．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.10 October 2013!
!$"!!$"%．
%'

C＋n→9Be＋!−5.70 MeV $#＝72.7 mb，（１０）

U＋n→X＋Y＋xn＋〜200 MeV $#＝1.14 b．

（１１）

12

（７）

238

コリメータを用いて中性子の入射方向を限定すれば，検出器の幾何学的配置により #，%は一意に決まるので，!&

ここで $#は 14 MeV 中性子に対 す る 核 反 応 断 面 積 で あまたは!$"を測定することにより，入射中性子のエネルギー

る．238U の核分裂反応以外の核反応は吸熱反応であり，そ!$を求めることができる．

れぞれしきい値を有している．

このように中性子の入射方向を限定して，特定の角度にSi 検出器に中性子を直接入射したときに起こる核反応反跳される陽子，または散乱される中性子を利用して，入（n，p），（n，!）により生じた荷電粒子は飛程が短く，その射中性子のエネルギーを測定する装置を総称してカウンエネルギーをすべて検出器中に付与する事象が多いので，

ターテレスコープ（counter telescope）と呼ぶ．反跳陽子を直接中性子のエネルギーを測定することが可能となる．簡発生させる物質はラジエーター（radiator）とよばれ，水素

便にエネルギー測定を行うことが可能であるが，Si 半導体

原子を多く含むポリエチレンの薄膜や，ラジエーター内で検出器は中性子の照射損傷に弱く，14 MeV 中性子に対しの反跳陽子のエネルギーも測定する目的で薄いプラスチッて 1012 n/cm2 程度［１９］の照射で使用が難しくなる．

クシンチレータ［１０］が用いられる．検出効率を犠牲にしてSi 半導体検出器に替わり，中性子照射損傷に強い検出器でもエネルギー分解能を向上させるために，CH4 がラジとしてダイアモンド検出器がある．ダイアモンド検出器はエーターとして用いられる場合もある［１１，１２］．!&の測定

中性子に対して 5×1014 n/cm2 程度の耐放射線性を有し，には，エネルギー分解能がよい表面障壁型 Si 検出器が用いエネルギー分解能も天然のダイアモンド結晶を用いたもの

られることが多い．検出器に到達する以前に陽子がエネル

では１％台のものも得られている［２０］．しかしながら欠陥

ギーを損失することを防ぐために，陽子が飛行する経路をが少なく，比較的大きな天然のダイアモンド結晶は非常に真空にすることが多い．陽子のエネルギーをきわめて正確高価であるので，広く使用されるには至っていない．天然に測るために，Si 検出器に替えて磁気スペクトロメータをのダイアモンドに替わり，人工ダイアモンドを用いた検出用いる方法［１３］もあるが，装置がかなり大掛かりになると器の開発が精力的になされている［２１］．
238

U は，明確なしきい値を有しているわけではなく，熱ともに，完全な磁気遮蔽が必要となる．散乱中性子のエネ
ルギー !$"は，飛行時間法を用いて測定することが多い．こ中性子に対しても小さいながら核分裂断面積を有する．しの場合，スタート信号を出すラジエーター部分と，ストッ

かしおおむね 1 MeV あたりで核分裂断面積が大きく上昇

プ信号を出す散乱中性子の検出器には速い応答特性を有すするので，高速中性子測定用の核分裂計数管の検出媒体とる有機シンチレータが用いられることが多い［１４］．また反して用いられることが多い．

跳陽子を用いた測定は，エネルギー測定だけではなく，高（２）箔放射化測定法

速中性子束の絶対測定にも使用される［１５］．

箔放射化法を用いた高速中性子束の測定原理は，１．
１．
２

入射中性子の入射方向を限定せず，比較的大きな有機シで述べたものとまったく同じであるが，高速中性子の測定

ンチレータ内で起きた弾性散乱起因の反跳陽子のエネルには反応断面積にしきい値を有するものが使用されること

ギーを測定することにより，入射中性子のエネルギーを測が多い．このしきい反応を利用することにより，DD 中性定する方法もある．代表的な例はサンゴバン社製の有機液

子と DT 中性子を弁別して測定したり，熱エネルギーなど

体シンチレータである BC-501A（旧型番 NE-213）である．

の散乱成分の影響を排除することが可能となる．また，し有機シンチレータで得られる波高分布は，連続的で複雑なきい値が異なる複数の箔を用いて測定を行い，アンフォー形状となる［１６］．これは，反跳陽子のエネルギー分布が本

ルディング手法を用いることにより，高速中性子のスペク

質的に連続であること，有機シンチレータに付与されるエトルを評価することも可能となる．表１に，生成核種の半ネルギーと発光量の間に非線形応答特性があること，炭素減期，しきい値，反応断面積，崩壊時の放出放射線の観点の反跳があること，中性子が多重散乱すること，などの理から，核融合中性子計測に適している核反応の例を示す．

由による．このパルス波高分布から入射中性子のエネル
表１ギーを算出するには，当該検出器のエネルギーごとの応答

核融合中性子の放射化測定に適用可能な核反応の例．

関数を得た上で，アンフォールディングという手法を施す
核反応の種類必要がある．アンフォールディングについては参考文献［１７］を参照されたい．またこの種の有機シンチレータは "

24Mg
24Na
（n，
p）

線にも感度を有するが，"線事象と中性子事象とでは，そ

27Al
24Na
!）
（n，

の発光の減衰時間が異なるので，そのことを利用した波形

27Al
27Mg
（n，
p）

弁別［１８］により，"線をかなり除去することが可能である．

28Si
27Al
（n，
p）

水素原子核の弾性散乱以外には，以下の核反応が中性子

56Fe
56Mn
（n，
p）
58Ni
57Ni
（n，
２n）

エネルギーの測定に用いられる．

63Cu
62Cu
（n，
２n）

Si＋n→28Al＋p−3.86 MeV $#＝262 mb

28

Si＋n→ Mg＋!−2.65 MeV $#＝222 mb

28

25

（８）

65Cu
64Cu
（n，
２n）

（９）

115In
１１５mIn
（n，
n'）

６８８

生成核種
の半減期
15.0 h
15.0 h
9.46 m
4.13 s2.26 h35.9 h9.8 m
12.7 h
4.50 h

14 MeV 中性子
しきい値に対する核反応
［２
２（
］MeV）
断面積［２
２（
］mb）
4.9
3.3
1.9
4.0
3.0
12.4
11.0
10.0
0.3

197
122
78
262
114
30.7
490
873
432

Lecture Note

3.3 Fundamentals and Applications of Neutron Measurement

A. Uritani

３．
３．
３ 核融合実験装置における中性子測定器の例するためである．また適当な形状の減速材で取り囲むこと

核融合実験装置における中性子測定例として，中性子束により，モニタのエネルギー特性が，広いエネルギー範囲

モニタと，中性子発生プロファイルモニタを例に挙げて，にわたって平坦になることも，その理由のひとつである．

要点を解説する．

エネルギー応答が平坦であれば，周辺実験装置の移動など（１）中性子束モニタ

により中性子の輸送状況が変化することにより，モニタに熱出力を伴わない核融合実験においては，放出中性子数

入射する中性子のエネルギーが多少変化したとしても，そが核融合出力，核融合反応数の主たる指標となる．また中の検出効率が変わらないこととなるので，実験遂行上都合

性子放出率の経時変化を観察することにより，プラズマ温がよい．カドミウムは熱中性子に対する吸収断面積がきわ度などのプラズマ状態の把握につながり，プラズマ物理研

めて大きく，モニタ全体を適当な厚さのカドミウム板で囲究にも資することができる．さらには，核融合実験の円滑うことにより，実験室内の構造物等で減速されて生成されかつ安全な実行のためにも，核融合反応で放出される中性たバックグラウンドとなる熱中性子を排除することができ

子数をモニタすることはきわめて重要である．

る．

中性子モニタに使用される計測法としては，箔放射化法

中性子束モニタを用いて中性子束の絶対値を得るためにと核分裂電離箱を用いる手法が主として挙げられる．箔放は，モニタの検出効率の校正が必須となる．校正は252Cf

射化法では，放射化箔を気送管により中性子束強度の高い

自発核分裂線源を用いて行うことが多い．トーラス内に設測定ポートに送り，照射後はやはり気送管で測定室に送置したレール上を，中性子放出率が値付けされた252Cf 線源

り，放射能の測定を行う．放射化法では，箔の放射化，放を搭載した模型の電車を走らせ，連続的，あるいは多点で射能測定にそれぞれ時間がかかるので，実時間での測定は校正を行う．この際注意すべき点は，校正を行う時と，実難しく，中性子束の数秒から数分の時間積分値を測定する

際のプラズマ実験を行う時とでは，様々な条件が異なるとのに適している．

いうことである．異なる条件とは，252Cf の自発核分裂中性

リアルタイムの中性子束モニタには，核分裂計数管が用子（平均エネルギー：2.1 MeV）と DD，DT 核融合反応でいられる．図２に核分裂電離箱をポリエチレン減速体とカ放出される中性子のエネルギースペクトルの違い，模型電ドミウム板で取り囲んだ中性子束モニタの模式図を示す

車を走らせるためのレールや電車そのものによる中性子の［２３］．図３には，本モニタに中性子が等方的に入射した場

散乱，超伝導実験装置であれば液体ヘリウムの有無，等々

合の中性子エネルギーに対する応答特性の計算例を示す．

である．これらの影響は検出効率に対して数％の影響を及

ポリエチレン減速体で取り囲み，入射中性子を減速する理

ぼすことがあるが，この影響を実験的に評価することは難

由は，一つには235U は低エネルギー中性子に高い感度を有

しく，モンテカルロ計算により詳細な計算を行うことが必要となる［２４，
２５］．

䊘䊥䉣䉼䊧䊮

235Uᩭಽⵚ⸘ᢙ▤ᩭಽⵚ⸘ᢙ▤㒶ᭂ䉦䊄䊚䉡䊛（２）中性子スペクトル測定
核融合反応で放出される中性子のエネルギースペクトル⸘ᢙ䉧䉴䋺Ar:95䋦䋫N2䋺5䋦

7cm

から，プラズマのイオン温度の情報を得ることができるので，これまでに TFTR，JET，JT-60 などで，測定が試みら

34cm

れている．天然ダイアモンド検出器を用いる方法［２６］，磁㱂2.8cm22.8cm7cm

気スペクトロメータ［１３］を用いたもの，飛行時間法を用いたもの［２７，２８］などが試みられている．紙面の関係で，すべてを網羅的に解説することはできないが，特徴のあるもの㓁ᭂとして JT-60 での使用例がある飛行時間法のひとつである

Detection efficiency [/neutron]

図２

図３

JT-60 において使用されたものと同等の中性子束モニタの模式図．

ダブルクリスタルスペクトロメータを採り上げ，その要点を解説する．図４に，きわめて簡略化した本スペクトロ
メータの模式図を示す．本スペクトロメータでは，コリメートされた中性子の入射軸上に中心をもつ直径"の球の表面に，スタート検出器と，ストップ検出器を置く．ス

10-3

タート検出器で散乱された初期エネルギー !"の中性子がストップ検出器に到達するまでの時間 t は，簡単な幾何学計
算から，$!

10-4 -7
10 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101
neutron energy [MeV]

"
!"
!
! #

（１２）

となることが示される．すなわち散乱角度 !によらず，中性子の飛行時間が等しくなることを利用するものである．

図２に示した中性子束モニタのエネルギー応答特性の計算
例．

通常の飛行時間法において，検出効率を向上させるために
６８９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.10 October 2013

ストップ検出器を大面積平板のものにすると，中性子の飛いて８〜14 cm 程度が得られている．決して十分な情報量

行時間に散乱角度依存性が生じ，それによりエネルギー分とはいえないが，種々の数学的な手法を用いて２次元プロ解能の低下を招くが，この方式であればこの低下を防ぐこファイルが得られている［２８］．

とができる．飛行時間法の欠点である検出効率の低さを改

３．
３．
４ おわりに善できる可能性を秘めている．
（３）中性子発生プロファイル測定

核融合エネルギーの平和利用に向けて，重水素，三重水プラズマのポロイダル断面内のどの位置からどれだけ中素を用いた核融合プラズマ実験が今後ますます重要性を増性子が放出されたのかを知ることは，プラズマ物理的に興すことであろう．この核融合プラズマ実験においては，他

味深いことである．図５は JET において用いられた中性子のプラズマ計測と並んで，中性子計測が重要な診断ツール

放出プロファイルモニタである［２８］．多数の独立した中性の一つになるものと考えられる．また，物理的興味の側面

子検出器と，中性子コリメータからなっている．中性子検だけではなく，実験の安全管理，実験の円滑的な遂行のた出器としては BC‐
５０１A などの有機シンチレータが用いらめにも中性子計測はますます重要となってこよう．本節でれる．これらのシンチレータを用いる利点は，応答時間がは，核融合実験における中性子計測で必要となる基礎知

きわめて早いので高計数率に対応できること，波形解析か識，すなわち熱中性子と高速中性子の検出原理をその素過

ら !線事象を弁別できること，の２点にある．中性子コリ

程に遡って解説するとともに，基本的な中性子検出器や測メータを用いて視野をきわめて細く限定することにより，定例を紹介した．本講座により，中性子計測に多少なりとその視野内において発生する中性子のみを計測することがも親しんでいただき，興味をもっていただければ幸いであ可能となる．空間分解能としては，プラズマ中心部分にお

る．

参考文献

図４

図５

［１］M.K. Kopp et al., Nucl. Instrum. and Meth. 201, 395 (1982).
［２］T. Tomoda et al., J. Nucl. Sci. Technol. 22, 233 (1985).
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２０１０）p.113．
［９］J. Nishiyama et al., Rad. Protec. Dosimetry 148, 237 (2011).
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［１２］T. Matsmoto et al., Radiat. Prot. Dosimetry 110, 223 (2004).
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［１４］Y. Shibata et al., Rev. Sci. Instrum. 72, 828(2001).
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［１８］G.F. Knoll, Radiation Detection and Measurement 4th ed.
(John Wiley & Sons, Inc. 2010) p.581.
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［２２］K. Shibata et al., J. Nucl. Sci. Technol. 48, 1 (2011).
［２３］T. Nishitani et al., JAERI-M 91-176 (1991).
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［２５］N. Nishio et al., Rev. Sci. Instrum. 81, 10D-306 (2010).
［２６］M. Isobe et al., Fusion Engineer. Des. 34-35, 573 (1997).
［２７］Y. Shibata et al., Rev. Sci. Instrum. 72, 828 (2001).
［２８］T. Cracinuescu et al., Nucl. Instrum. Meth. A595, 623(2008).

ダブルクリスタルスペクトロメータの模式図．

JET における２次元中性子放出プロファイルモニタ．

６９０

!!
た

なか

まさ

講座執筆者紹介ひろまつ田 中 将 裕

なか

てる

やま

まさ

お

松 山 政 夫

核融合科学研究所 装置工学・応用物理研究系 准教授．主な研究分野：水素同位体の回収 に 関 す る 研 究，環 境 ト リ チ ウ ム 研 究，など．嫁の実家で無農薬野菜を作っています．手間をかけて作った野菜は一段と美味しく感じます．
た""富山大学水素同位体科学研究センター，セ
ンター長・教授．主な研究分野：核融合炉燃料となるトリチウムの安全閉じ込め及び安全取扱い技術の確立に関わる核融合炉燃料理工学研究．本研究に３３年余り携わってきました．日々の新しい実験結果や理解不能な現象に遭遇し，眠っている脳内細胞に活を入れています．

や田 中 照 也うり

核融合科学研究所，准教授．主な研究分野：中性子工学設計，機能材料研究（実験も一生懸命やってます！）
．

たに

あきら

瓜 谷

章

名古屋大学大学院工学研究科教授．主な研究
分野は，放射線計測，特に中性子の計測と，放射線の医療，工業などでの利用．大学院生時代
は名古屋大学プラズマ研で，プラズマ壁相互作用や真空に関連する研究に従事していました．その後放射線計測に興味を持ち，これを専門とするようになりましたが，最近は中性子計測つながりで核融合に関する研究にも二十数年ぶりに携わっています．趣味はバードウォッチング，
バックギャモン．

６９１

J. Plasma Fusion Res. Vol.89, No.11 (2013)８０５‐８０９

講座 核融合施設における放射線計測の基礎

４．JT-60 における管理測定の現状
4. Radiation Control in the JT-60 Facilities

４．
１ 中性子環境下におけるトカマク装置運転のための放射線計測
4.1 Radiation Measurement for Tokamak
Fusion Device Operation under Neutron Environment
助川篤彦
SUKEGAWA Atsuhiko
日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門（原稿受付：２
０
１
３年７月２
５日）

臨界プラズマ試験装置 JT-60 の重水素プラズマ実験で，中性子計測による放射線管理を実施した．中性子計
測装置に核分裂計数管を用い，インターロック機能を有するプラズマ発生装置として，ハードウェアの整備を行うことで安全運転の観点から放射線管理を実施するとともに，重水素核融合反応では中性子発生とほぼ同じ確率で生成するトリチウム量（トリチウム生成量）を把握してきた．これらと併せて，放射線障害防止法で定められている JT-60 の使用施設内外および周辺環境の中性子計測および中性子に起因する放射線計測を行うことで，関連法令および地元自治体の行政に沿った重水素実験時の放射線管理に務めてきた．
Keywords:JT-60, radiation safety, interlock, neutron measurement, fission chamber, calibration, 252Cf source

４．
１．
１ はじめにる厚生労働省労働安全衛生法電離放射線障害防止規則

臨界プラズマ試験装置 JT-60 の重水素プラズマ実験によ（電離則）に基づく放射線装置として運転され，管理されてる中性子発生を把握し，その計測に基づいた装置運転と周きた．電離則に基づく放射線計測と管理については別記事

辺環境の監視を行うとともに，放射線障害防止法を含む関を参照されたい［１］．

係法令および地元自治体の原子力安全行政に沿った放射線

その後，JT-60 はプラズマ燃料として，水素に加えて重計測による装置運転管理を行った．その概要を紹介する．

水素を用いた実験を進めるため，平成元年１１月から大電流化改造工事が実施された．

４．
１．
２ 中性子計測の役割

JT-60 で重水素実験をするには，平成元年４月に原子力

JT-60 の重水素運転にかかる放射線管理に関する項目

基本法の下の法律である放射線障害防止法（障防法）に基は，図１に概念図を示すように，①装置運転時の放射線（Xづくプラズマ発生装置に指定されたことにより，障防法の線，中性子，中性子に起因するガンマ線の混合場）の測定，下で運転し，管理することとなる．

②遮蔽（管理区域内外，敷地境界の線量測定），③排気・排水の監視，④中性子計測装置の較正時および装置保守時の外部被ばく，内部被ばくの測定が主となる．
なかでも，JT-60 の放射線計測の一つである中性子計測の役割は，プラズマ診断のみならず，放射線障害を防止す
るよう装置を安全に運用監視することにある．また，中性子を計測することにより重水素プラズマにおいて，ほぼ同じ確率で反応が起こるトリチウム生成量を間接的に把握することにもなる．

４．
１．
３ JT-60 運転にかかる関係法令と対応
JT-60 は，昭和６０年から平成元年１０月までは，水素プラ
ズマを用いた実験だったので，労働基本法の下の法律であ

図１ JT-60 施設にかかる放射線管理の概念図．

Japan Atomic Energy Agency, Naka, IARAKI 311-0193, Japanauthor’s e-mail: morioka.atsuhiko@jaea.go.jp

８０５!2013 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.11 November 2013

JT-60 では，JT-60 とその追加熱装置を組み合わせた状態

的なプラズマとして，中心部で温度や密度が高く，容器ので，運転に必要な中性子発生量（瞬間最大，週，３月，年）

端に近づくにつれて温度や密度が下がる分布）に依存し，を国に申請し，装置と設置関連施設に対して認可がされてほぼ等方に発生する．
トカマク型核融合試験装置の重水素実験で発生する中性いる．
障防法で定められている施設検査に合格するまでの準備

子の振る舞いがどのようになるかについて一例として，３次期間には，JT-60 の重水素実験に対応した放射線管理用設

元モンテカルロ計算コードを使ってシミュレーションした JT-

備（施設内中性子・ガンマ線モニタ，環境放射線モニタ，60 同程度の建家内の中性子環境例（総中性子束分布）を紹

ハンドフットクロスモニタの設置等）の増設，障防法で定介する．簡単のため，計算モデルは真空容器，周辺構造物，

められている放射線障害予防規程およびその下部規程の作

遮蔽壁，建家で構成されている．図５に中性子環境を示す．

成および制定作業の実施，放射線安全教育および特殊健康

中性子束は，プラズマ生成部分となる真空容器周辺部で最診断の実施，252Cf 線源の使用・貯蔵に係る許認可申請業も高く，真空容器周辺から遠ざかるにつれ中性子束が減少

252

務の実施， Cf 線源による中性子計測装置の較正作業時していることがわかる．また，周辺装置の後方部では，中の放射線管理等を実施した．

性子束の濃淡が確認されるとともに，遮蔽壁で隔てた空間

この改造工事後（平成３年７月以降），障防法によって部の中性子束が急激に減少していることがわかる［２］．

定められた施設検査および科学技術庁による立入検査を受けた．JT-60 に係る施設検査は，中性子発生量（核融合出力）を段階的に上昇させて実施した．平成５年３月に第４回目の施設検査を受け，同年９月に合格証が交付され，障防法に基づく放射線発生装置および放射性同位元素の使用，貯蔵，廃棄に係る適用施設となった（図２）．
また，これと併せて，重水素実験で発生する中性子の計測装置として核分裂計数管を使用するので，原子炉等規制法（炉規法）に基づく核燃料物質の使用に係る適用施設となった．
施設検査に合格した後も，平成２０年８月に運転を休止するまで JT-60 では，５年毎の定期確認・定期検査を３回実施し，その都度，施設の放射線遮蔽等の安全性を確認してきた．定期検査とは，障防法によって定められた検査のことで，放射線発生装置やその付属設備，放射性同位元素の使用，貯蔵，廃棄に関する施設について，国の検査を受け，許認可申請内容および国が定める技術基準に適合するよう維持され，運用されていることを確認してきた．
図３に示すように，JT-60 は，平成３年以降の重水素実
験開始以降，障防法に沿った中性子計測による放射線管理
を適切に実施してきた．運転を休止するまでに，世界第１

図３ JT-60 の核融合プラズマの進展．

位又はトップクラスのデータを産出することで，核融合プ
ラズマの進展に大きく貢献したプラズマ発生装置であった
といえる．

４．
１．
４ トーラス中性子源と中性子環境
核融合トーラスプラズマで発生する中性子は，図４に示すように，主にイオンの温度と密度のプロファイル（典型

図２ JT-60 装置の施設検査の概要．

図４ プラズマ断面内のイオン温度分布と密度分布の概念図．

８０６

4.1 Radiation Measurement for Tokamak Fusion Device Operation under Neutron Environment

Lecture Note

A. Sukegawa

４．
１．
５ JT-60 での中性子計測

ミックレンジが広く取れ，ごく短時間に時間変化するプラ

４．
１．
５．
１ 中性子計測装置の設置場所

ズマの中性子計測に適している．さらに，検出器のシグナ

トカマク型核融合装置におけるプラズマ計測では，プラルと雑音の比（SN）問題，インターロック採用問題等，いズマ中のイオン系の挙動といった物理現象を理解するにずれの点においても安定的に動作する検出器として優れては，中性子発生量の時間変化の測定が不可欠であるため，いる．以上の観点から JT-60 への採用を決定し，国，地元自これまでに多種多様の中性子計測装置が開発され利用され治体を通して，了解を得た経緯がある．

てきた．プラズマ物理の理解のための中性子診断方法につ

核分裂計数管からの信号については，計測範囲（パルス

い て は，別 記 事 に ゆ だ ね る こ と に す る が［３］，JT-60 で

モード：0〜105 counts/s，104〜109 counts/s（キャンベル

は，図６に示すように３つの中性子計測装置がサテライトモード）［５］）に連続性をもたせて，JT-60 のプラズマ着火のように真空容器を見込むよう設置されている．

時から高性能プラズマ生成時までの中性子発生量を計測し

４．
１．
５．
２ 核分裂計数管て い る．サ ン プ リ ン グ 時 間 は１ミ リ 秒，場 所 は３か 所

JT-60 では，放射線管理用の中性子計測装置として核分（P-3，P-7，P-13）でポロイダル断面水平ポートから真空容裂計数管を使用している［４］．核分裂計数管は，核融合プ器を見込むよう設置されている．

ラズマ診断用としては，世界標準となっており，米国の

４．
１．
５．
３ 核分裂計数管の較正方法

TFTR，欧州の JET といった大型トカマク装置で実績があ

中性子発生量測定において最も重要な事は，核分裂計数

り信頼性が高い．また原子炉での実績もあり信頼性が高管の出力とトーラス全体の中性子発生量との関係を較正すい．ガンマ線によるノイズの影響をうけにくいため，中性ることといえる．

子計測に最適な検出器である．この優位性に加え，ダイナ

TFTR，JET といった大型トカマク型核融合試験装置の中性子モニターの標準的較正方法の推奨例が，中性子モニターの較正方法に関するワークショップで報告されている［６］．当時の詳細な点については不明であるが，ここで０7 個／秒の252Cf
は，235U 核分裂計数管を検出器とし，〜１中性子源を検出器からトロイダル角で±９０°の範囲で，プラズマ軸上４０点以上，±９０°以外でさらに２０点以上の位置に置いてスキャンする較正方法が採用されている．
252

Cf（半 減 期：2.645 年）を中性子較正に使う理由として，重水素同士の核融合反応による中性子エネルギーは2.45 MeV（DD 中性子）であるのに対し，252Cf は平均エネル
ギー約 2.1 MeV のマックスウェル分布で，中性子エネルギーが比較的 DD 中性子のエネルギーに近いことがあげられる．
JT-60 の較正は，上記の標準的方法に沿った方法を参考とし，トカマクの真空容器内に252Cf の中性子源を置き，それを移動させて，真空容器内の各点から検出器の出力に与える寄与（応答関数）を求める方法とした［７，８］．
JT-60 では，１８年間の重水素運転期間中に真空容器内の主な改造が３回あり，その都度，較正を実施してきた．
較正前にはあらかじめ，３次元モンテカルロ計算コード
図５

装置建家内の総中性子束分布例．

を用いてトロイダル角度に対する核分裂計数管の応答関数を評価することで，較正に係るスケジュールをたて，それに従って較正を実施した．図７には，その際に使用した３次元計算モデルを基に逆変換して作成した鳥瞰図による真空容器内の計算モデルの変遷を示す．図８には，トロイダ
ル角度に対する核分裂計数管の応答関数の計算結果を示す．真空容器内の構造が変わっても，実際の252Cf 線源を使った測定を行うことで核分裂計数管の応答関数を評価
し，重水素実験に支障をきたさないよう限られたスケ
ジュール内で確実に較正を実施し，確認してきた．
以下，３回行われた較正に関する方法を述べ，また表１に，
簡単なまとめを記す．
（１）大電流化改造時の較正方法

図６

平成３年の重水素運転を開始する時の核分裂計数管の較

中性子計測装置の設置場所．

正は，真空容器内のトロイダル方向全周磁気軸上に周回
８０７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.11 November 2013となっている［７］．
（２）排気ダイバータ設置時の較正方法
平成９年の排気ダイバータ設置時の核分裂計数管の較正は，重水素実験が開始されてから６年が経過し，真空容器
構造材の60Co 核種等の影響により放射線レベルが増加した状況にあった．線源の移動には，大電流化改造時の較正方法とは異なり，放射線業務従事者が真空容器内に立ち入り，手動で線源を移動させる方法により較正を実施した．
測定点数は２４で，得られた結果は，大電流化改造時の較正により得た応答関数とほぼ同じであることを確認した．
（３）フェライト鋼設置時の較正方法
平成１７年には，プラズマ中のイオンの閉じ込め改善のた
め，真空容器内のトロイダル磁場コイル下の一部にフェラ
図７ JT-60 の主な改造に伴う，真空容器内の変遷．

イト鋼を設置した．フェライト鋼設置時の中性子モニタの較正については，中性子線源の移動には，排気ダイバータ設置時と同様に線源用トロッコを利用せず，放射線業務従事者が，真空容器内に立ち入り，手動で線源を移動させる
方法により較正を実施した．
平成３年の較正に使用した252Cf は減衰して弱くなっていて，測定点１点に係る計測時間がかかるため，核分裂計
数管の較正時間がこれまで以上に必要となった．そこで，
較正用線源として同年新たに252Cf（240 MBq）１個を譲り受けし，較正を行った．あらかじめ計算で応答関数を評価していたとおり，排気ダイバータ設置の応答関数とほぼ一致することを実際の252Cf 線源を使った較正で確認した．
４．
１．
５．
４ 中性子発生量の測定
較正された核分裂計数管によって，大電流化改造後の平

図８ JT-60 の主な改造に伴う，核分裂計数管の応答関数．
表１

成３年７月の重水素実験開始から平成２０年８月停止までの１８年間にわたる総中性子発生量は 1.52×１０20 個であった．

核分裂計数管の較正のまとめ．

４．
１．
５．
５ 中性子計測による管理（１）運転にかかる装置管理
ここでは，JT-60 に設置した核分裂計数管について，プ
ラズマ診断とは異なる視点から，JT-60 施設を安全に運用・管理し無用な放射線障害を防止するために必要なハードウェアの一部としてみることにする．
真空容器の周囲には３つの核分裂計数管が設置されてい＊１：JT-60 プラズマの典型的な２配位について実施（合計１８４点）て，互いに独立している．３つの中性子計測装置の内２つレールを敷設し，252Cf 中性子源を設置したトロッコを遠の中性子計測装置から信号があがらなければ装置の運転を隔操作で移動させ，各位置から発生する中性子１個あたりすることができない２アウトオブ３の原理で装置の運転管252の計数率を測定した．同年７月に較正用線源として理がされている．

Cf（400 MBq）を１個導入し，較正を行った．

また，JT-60 の安全運転に係るソフトウェアの整備とし測定点数はトロイダル角５度毎に，当時の標準的較正方ては，中性子発生量（瞬間最大，週，３月，年）に対し，制法に沿った内容で実施し，JT-60 プラズマの典型的な２つ限値（認可値）を超えないよう運転条件の監視用インターの配位での磁気軸位置で全９２点でのデータを取得した．

ロックによる運転制御（中性子発生量のフィードバック制検出器自体の感度が正確にはわかっていなかったため，

御［９］も可能）がされている．

トロイダル角０度の位置で，測定値と計算値を規格化した．

JT-60 運転には，認可値の中性子発生量（瞬間最大）に対

JT-60 における中性子発生量の測定誤差については，252

し検出器から送られてくる電圧信号をコンパレータで判断

Cf 中性子源強度，較正の統計誤差，トロッコとそのレールすることで１０ミリ秒程の時間応答でインターロックが作動による散乱，

252

Cf 中性子源と DD 中性子のエネルギースペ

するシステムとなっている．また，認可値の中性子発生量

クトルの誤差，中性子発生分布，プラズマ位置の変化，（週，３月，年）については，中性子発生量（瞬間最大）を

キャンベルモード測定／パルス測定の相対誤差，キャンベ

計算機で積算することによりインターロックが作動するシ

ルモードの直線性を考慮することにより，最終的に±１１％ステムとなっている．制御システムの入力数値について
８０８

4.1 Radiation Measurement for Tokamak Fusion Device Operation under Neutron Environment

Lecture Note

は，核分裂計数管の測定誤差を考慮していないが，許認可

A. Sukegawa（４）敷地境界での監視

申請時に施設にかかる実効線量評価で安全マージンがとっ

JT-60 施設の敷地境界の放射線監視の一つとして，敷地てあるので問題なく，インターロックによる安全運用を実境界の線量当量率の放射線関係測定記録があるが，放射線施した．

障害防止法による測定のみならず，茨城県東海地区環境放（２）建屋の管理区域内

射線監視委員会に四半期毎（４回/年）に報告されている．

JT-60 の管理区域内には，中性子エリアモニタとして，

那珂核融合研究所のモニタリングポストは，事業所境界

検出器に減速材付3He 比例計数管を使用し，中性子線量当の南北２地点（モニタリングポスト No.1（JT-60 中心から量率を運転中に測定している．また，管理区域内の雰囲気

130 m の地点），モニタリングポスト No.2（JT-60 中心から中の放射線については，X 線，中性子と装置，構造材，建480 m の地点）に設置され，中性子とガンマ線について測家壁との相互作用により発生する即発ガンマ線や２次ガン定を行っている［１２‐２６］．
中性子検出器には3He 比例計数管を用い，ガンマ線検出

マ線が発生するため，エリアモニタとして Si 半導体，X−ガ
ンマ線エリアモニタとして電離箱で測定している．

器にはアルゴン加圧式電離箱を用いている．また，同じ場検出器からの信号は１秒毎に収集し，１分間の最小，最所には積算線量計による測定も行われている．延べ１８年間

大，平均値を算出している．リアルタイムのトレンドにつの放射線発生装置等の運転に伴う事業所境界での線量当量

いては最大１３時間分のデータを表示できる．モニタ共通の率は JT-60 の中性子発生量との相関はなく，宇宙線，環境

データ処理は，データ収集装置のシステム制御と警報発報

放射線の変動範囲内にあり，特に異常は認められなかった．

機能である．データ収集装置では，システムの起動および

４．
１．
６ まとめ

停止と１分間毎にメモリーへの記録およびメモリーから復元できるようになっている．また，あらかじめ設定された

JT-60 の１８年間の重水素実験で，中性子計測による，装警報設定値と収集したデータを１分間隔でチェックし，放置インターロックを含めた安全運転と周辺環境の監視と中射線警報および故障警報を表示できるシステム（JT-60 放性子に起因する放射線計測を適切に実施してきた．その間

射線モニタ自動監視装置）となっている［１０］．

に JT-60 による核融合プラズマの大きな進展がみられた．

（３）建家の管理区域境界

JT-60 で経験した中性子環境下における装置運転のための

建家内の放射線遮蔽（中性子）は，厚さ最大 200 cm のコ

放射線計測は，次期装置となる超伝導トカマク装置（JT-60

ンクリート（一部，ポリエチレン材）で十分に遮蔽される．

SA）に引き継がれる予定である．

重水素によって発生する DD 中性子は，非弾性散乱や熱化され吸収される際に２次ガンマ線の発生が伴う．DD 中性

参考文献

子源のコンクリート体系への垂直入射形状での中性子，２［１］山西弘樹他：プラズマ・核融合学会誌 74, 716 (1998).
［２］A.M. Sukegawa et al., Prog. Nucl. Sci. Technol, 1, 36 (2011).
［３］西谷健夫他：プラズマ・核融合学会誌 80, 860 (2004).
［４］T. Nishitani et al., Rev. Sci. Instr. 63, 5270 (1992).
［５］Y. Endo et al., IEEE Trans. Nucl. Sci. NS-29, 714 (1982).
［６］笹尾真美子，西谷健夫：核融合研究 62, 415 (1989).
［７］西谷健夫：核融合研究 68, 6 (1992).
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［９］Y. Neyatani et al., Fusion. Eng. Des. 36, 429 (1997).
［１０］梅原 隆他：JAERI-Review 2004-019 (2004).
［１１］財団法人原子力安全技術センター：放射線施設のしゃ
へい計算実務マニュアル 2007 (2007).
［12］日本原子力研究所：JAERI-M 92-144 (1992).
［１３］日本原子力研究所：JAERI-M 93-172 (1993).
［１４］日本原子力研究所：JAERI-Review 94-007 (1994).
［15］日本原子力研究所：JAERI-Review 95-020 (1995).
［16］日本原子力研究所：JAERI-Review 96-014 (1996).
［１７］日本原子力研究所：JAERI-Review 97-016 (1997).
［１８］日本原子力研究所：JAERI-Review 98-015 (1998).
［１９］日本原子力研究所：JAERI-Review 2000-001 (2000).
［２０］日本原子力研究所：JAERI-Review 2001-007 (2001).
［２１］日本原子力研究所：JAERI-Review 2001-041 (2001).
［２２］日本原子力研究所：JAERI-Review 2002-036 (2002).
［２３］日本原子力研究所：JAERI-Review 2003-034 (2003).
［２４］日本原子力研究所：JAERI-Review 2004-024 (2004).
［２５］日本原子力研究所：JAERI-Review 2005-028 (2005).
［２
６］日 本 原 子 力 研 究 開 発 機 構：JAEA-Review 2009-040(2008).

次ガンマ線の透過率を図９に示す［１１］．コンクリートの厚さが約 150 cm の厚さを超えると２次ガンマ線による寄与が中性子による寄与より高くなる．よって，建家外では中性子計測の他にガンマ線の管理測定を行う必要がある．
管理区域境界用として，中性子とガンマ線のエリアモニ
タに加え，管理区域境界内外に積算線量計として TLD（熱ルミネッセンス線量計）を設置し，管理区域周辺の監視を行 っ て い る．TLD 設 置 場 所 と し て は，JT-60 設 置 建 家（JT-60 実験棟）の１階（３０箇所），２階（１７箇所），２階（１４箇所），２階（２５箇所）となっている．延べ１８年間の放射線発生装置等の運転に伴う管理区域内外での異常は認められ
なかった．

図９

DD 中性子の実効線量透過率．

８０９

J. Plasma Fusion Res. Vol.89, No.11 (2013)８
１０‐８１３

講座 核融合施設における放射線計測の基礎

４．JT-60 における管理測定の現状
4. Radiation Control in the JT-60 Facilities

４．
２ JT-６０施設における放射線安全管理
4.2 Radiation Safety Management in the JT-60 Facilities
小 林 和 容，笹 島 唯 之
KOBAYASHI Kazuhiro and SASAJIMA Tadayuki
日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門（原稿受付：２
０
１
３年７月２
５日）

臨界プラズマ試験装置 JT-60 では，１
９８９年まで水素実験を実施した後，１９９１年より１８年間重水素を使った実
験運転を実施してきた．重水素実験では，高エネルギーをもった中性子が発生し，２次 !線が放出され，また，重水素同士の反応によって，プラズマ中にトリチウムが生成される．JT-60 については，放射線障害防止法（障防法）の適用を受け，放射線発生装置におけるプラズマ発生装置として認可され，放射性同位元素も使用が可能となるようにした．那珂核融合研究所では，JT-60 の運転，中性子発生に伴う２次 !線の放出，トリチウムの生成による非密封 RI の使用において，放射線管理を安全に実施してきた．
Keywords:JT-60, radiation safety, secondary gamma rays, tritium

４．
２．
３．
１ 排気・排水設備

４．
２．
１ はじめに臨界プラズマ試験装置 JT-60 の重水素実験によって発生JT-60 実験棟の排気系統は，JT-60 が設置されている本体

するプラズマ計測のための中性子の計測については，本講室および組立室内に生じた13N や41Ar 等を排気するための座，４．
１節「中性子環境下におけるトカマク装置運用のため

排気系，真空容器内空気や実験で生成したトリチウムを排の放射線計測」にて述べた．ここでは，２次 !線の放出，反気する真空ポンプ排気系，真空容器内での作業をする時に応によるトリチウムの生成および放射性同位元素（RI）の換気する真空容器作業排気系の３系統からなり，これらの使用に関し，それに対応した施設・設備の概要および放射排気系統の排気設備は，排風機，排気フィルタ，排気管お線安全管理について紹介する．

よび排気筒から構成されている．これら排気系は，１つにまとめられ，モニタにより監視し，排気筒より排気される．

４．
２．
２ 放射線管理の概要

排気設備の概略図を図１に示す．

JT-60 施設における放射線管理の概念については，４．
１節

JT-60 実験棟の管理区域で発生する機器ドレイン水，手の図１に示すように，JT-60 運転および非密封 RI の使用に関わる放射線安全管理に関しては，１）JT-60 運転時の中性子および２次 !線の測定とそれに伴う遮蔽対策，２）中性子による空気の放射化および生成するトリチウムの排気の監
視，３）汚染処理水の排水の監視，４）保守（真空容器内作業）や非密封 RI使用における外部・内部被ばくの管理が重
要である．

４．
２．
３ 設備の概要［１］JT-60 運 転 時 の 空 気 の 放 射 化（13N，41Ar），非 密 封 RI
使用時および保守作業（真空容器内作業等）に必要な設備である排気・排水設備の概要およびそれら作業時における放射線管理設備の概要について述べる．
図１

排気設備の概略図．

Japan Atomic Energy Agency, Naka, IBARAKI 311-0193, Japancorresponding author’s e-mail: kobayashi.kazuhiro@jaea.go.jp

８１０!2013 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchLecture Note

4.2 Radiation Safety Management in the JT-60 Facilities

K. Kobayashi and T. Sasajima

洗水等の排水は，排水に関わる基準を満たした上で排水さ式サーベイメータ，NaI シンチレーション式サーベイメー

れる．

タ等を使用している．放射能測定装置としては，物品搬出

４．
２．
３．
２ 放射線管理設備

モニタ（プラスチックシンチレータ等），Ge波高分析装置，

JT-60 の運転を安全に実施するためには，"線，中性子

液体シンチレーションカウンタ，GM 自動測定装置等を使

線，空気の放射化ガス，トリチウム等の測定の監視が必要

用している．管理区域，管理区域周辺および事業所境界にであり，そのための那珂核融合研究所における放射線管理

はTLD（Thermoluminescent Dosimeter）バッジを配置し，設備は，モニタリング設備，サンプリング設備，放射線測

積算線量当量を測定している．このような，放射線測定器

定器および環境放射線監視用設備により構成される．これを用いることで，作業環境の線量当量，個人の被ばく，搬ら設備について述べる．

出物品の管理を安全に実施している．

（１）モニタリング設備（４）環境放射線監視設備

JT-60 実験棟のモニタリング設備として，①排気ダスト

環境放射線の測定では，重水素実験時の "線，中性子線モニタ，②室内ダストモニタ，③排気ガスモニタ，④排気およびトリチウムの測定が必要である．"線，中性子線にトリチウムモニタ，⑤ "線，中性子線エリアモニタ，⑥ハ

ついては，事業所境界の複数箇所にモニタリングポストをンドフットクロスモニタがある．

設置し，JT-60 放射線モニタ監視盤で監視している．JT-60①排気ダストモニタは，排気筒から放出される排気中の放放射線モニタ監視盤のデータは，JT-60 放射線モニタ自動

射性塵埃を集塵用ろ紙上に捕集し，放射能を排気中連続監視装置のデータ収集装置に一定間隔で収集され，データ監視している．

処理される．ここで予め設定された警報設定値に対しチェックし，その結果に応じて放射線警報および故障警報②室内ダストモニタは，本体室・組立室内の空気中放射性を各インターフェイス装置へ出力する等により，放射線モ

塵埃濃度を監視している．

ニタの監視を行っている．大気中のトリチウム濃度につい③排気ガスモニタは，排気筒から放出される排気中の放射ても "線同様，事業所境界に複数箇所設置した環境トリチ性ガス（41Ar）を連続監視している．
④排気トリチウムモニタは，排気筒から放出される排気中

ウム分離捕集装置により一定期間連続捕集し，測定していトリチウム（ガス状，水蒸気状）を連続監視している．

る．

また，排気ダストおよび室内ダスト系の空気をトリチウ
ム捕集装置により一定期間連続捕集し，空気中トリチウ

４．
２．
４ 放射線に関する各種管理

ム濃度を測定する．

４．
２．
４．
１ 管理区域と出入口管理⑤ "線エリアモニタは，管理区域内の "線の線量当量率をJT-60 が設置されている本体室，組立室（管理区域）に出連続測定し，作業環境の放射線レベルを監視している．

入りするには，汚染検査室において，管理区域専用の作業

中性子エリアモニタは，JT-60 重水素実験に伴って発生衣類に着替える．即ち，汚染検査室は一般区域と管理区域

する様々な中性子線の線量当量率を連続測定し，作業環の境界になる．JT-60 の稼働中には実験による被ばくを防

境の放射線レベルの変動を監視している．

止するためにインターロックが施され，管理区域への入室⑥ハンドフットクロスモニタは，管理区域から退出する作ができないようになっている．また，管理区域は施錠管理

業者の手，足等の表面汚染検査している．

を行っている．図２に汚染検査室入室経路を示す．

（２）サンプリング設備

施錠管理されている汚染検査室の扉を通過し，入室する排気筒から放出される排気中の放射能等をモニタリングと管理区域外で着用している作業着や私服等を脱衣する．

するための空気サンプリング系統には，排気系と室内系のこの時点でできるだけ管理区域内への不要品の持ち込みを２系統がある．

制限する．軽装になったところで個人線量計着用者確認シ

排気系サンプリング系は，排気筒から放出される排気中

ステムゲートを通過し，管理区域内専用の作業衣類を着用のダスト，13N，41Ar，トリチウムをモニタリングするたする．また，管理区域内の作業衣を着用する箇所には，管めのものであり，法令の排気中又は空気中の濃度限度等を理区域専用の靴が用意されている．退室の手順はこの逆と越えないことを監視している．

なるが，このような管理区域の出入口管理をすることに室内サンプリング系は，JT-60 実験棟の室内のダスト中

よって，管理区域外部への汚染防止等が十分確保されるよの放射能や室内のトリチウム濃度をモニタリングするためうにしている．

のものであり，排気系同様，法令における空気中濃度限度

４．
２．
４．
２ 搬出物品の管理を超えないことを監視している．

管理区域から搬出する物品は，搬出の都度汚染検査室に（３）放射線測定器て表面汚染検査計等を使用して汚染検査を行っている．ま放射線測定器には，被ばく管理や事業所境界でのモニタ

た，JT-60 運転中，本体室に持ち込まれていた物品は，物品

リング等様々な目的に応じ，線量計や装置を使用してい搬出モニタにて測定し，汚染がないことを確認して搬出しる．個人の被ばく管理は個人線量計を用いており，警報付ている．トリチウム汚染の可能性のある物品は，トリチウ

ポケット線量計（APD），ポケット線量計，電子式ポケッ

ム測定および全 !の測定を行っている．トリチウムは，グ

ト線量計等を使用している．サーべイメータは，GM 管式

リセリン含浸のスミアろ紙を用いて採取し，２#ガスフ

サーベイメータ，表面汚染検査用サーベイメータ，電離箱

ローカウンタで測定している．
８１１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.11 November 2013を充分に練ることにより真空容器作業開始前の線量率の低減を図る，（２）作業の合理化，効率化による時間短縮を図る，（３）一部の作業者に被ばくが集中しないよう，作業員の分散化を図る，等の方策を実施している．こうした努力
により，JT-60 定期点検時の作業員の個人，集団被ばく線
量は，十分低い範囲で行われてきた．
４．
２．
４．
５ トリチウムからの被ばく低減管理
真空容器内作業では，重水素実験により生成したトリチ
ウムによる内部被ばくについての対策も必須である．作業時には，静電防塵繊維のつなぎ服，帽子，オーバーシュー
ズ，半面マスクを着用し，内部被ばくが予想される作業者については，内部被ばくの確認検査（バイオアッセイ法）
を四半期毎に実施し，管理してきた．
真空容器内の定期点検保守作業を実施する場合には，作業者の被ばく低減化のため，真空容器内は外気ブロアーにより常時換気する．これにより，トリチウム濃度はバックグラウンドレベルになり，法令で定められる値を充分下回って，真空容器内作業開始の準備が整う．このレベルを確認してから，真空容器内作業を開始する方式を採った．
プラズマに対向する第一壁の扱いにあたっては，真空容器内から取り外した後，第一壁をビニル養生（真空パック）
し，JT-60 実験棟内の工作室 I（図２）に運び，ここで，炭素タイルと台座を分離する．分離した炭素タイルは，貯蔵室である第一壁保管室（図２）にて貯蔵する．第一壁の表
面分析を行う場合は，使用の都度取り出して RI使用室に運図２

汚染検査室入室経路．

んで分析作業を行っている．炭素中に含まれるトリチウム
量については，第一壁の枚数で管理しており，最大使用数

４．
２．
４．
３ 真空容器出入り・作業管理

量を決め，その範囲で RI使用としての安全に管理を行ってJT-60 真空容器内ではトロイダル方向のほぼ反対側の２いる．

箇所に出入口と非常口を設けて作業する．真空容器内は負２００１年度からは障防法における非密封 RI の使用核種と圧状態にして，真空容器管理出入口の天井，壁および非常して新たにトリチウムの許可を取得し，第一壁に蓄積する口に取り付けた高性能フィルタ（HEPA フィルタ）を介しトリチウムの挙動研究に着手した．また，合わせて「JT-60て新鮮な空気を取り入れている．真空容器を負圧状態に維第一壁を利用した協力研究」をスタートした．この協力研持することにより真空容器内の換気と真空容器内の空気の究には最大全国１２の大学，研究機関からの研究者が参加し

外部流出防止を担っている．

てプラズマ壁相互作用に関する総合的な研究が展開されて真空容器内の環境管理では酸素濃度の管理，有機溶剤のきている［３‐９］．特にトリチウム研究では重水素放電にお管理や有機溶剤使用時の溶接禁止措置等を行う．真空容器

いて高速のエネルギーをもって生じたトリトンが磁場リッ内に同時に立ち入る最大人数を空間的制限並びに酸素欠乏

プルの影響を受けつつプラズマ対向壁に蓄積する過程を解

危険作業の観点から制限し，作業毎に監視人を配置するこ明した．トリトンの軌道は再堆積層分布と相関がなく，従とにより管理している．

来考えられてきたトリチウム蓄積の共堆積過程とは異なる

４．
２．
４．
４ 放射化した真空容器と被ばく低減管理挙動をもつこと等が明らかになった．このような成果は，

JT-60 真空容器等が中性子により放射化する．放射性主非密封 RI であるトリチウムを含む第一壁に対する安全か

要核種は，SUS に含まれる59Co により生成される60Co であつ着実な放射線管理が実施されて初めて得られるものであ

る［２］．

る．
４．
２．
４．
６ 放射化物の管理

実験運転終了後，しばらくすると短半減期核種が消え，その後は長半減期核種60Co が残留するが，これも半減期

日欧協力で進めている幅広いアプローチ活動計画（BA

5.27 年で徐々に減衰する．この60Co からの線量に注意する

計画）の一つとして，JT-60 を ITER のサテライトトカマク

ことで真空容器内作業等長期に亘る放射線作業時の被ばく装置（JT-60SA）として改造することが２００７年に決まり，の低減を図ることができる．また，作業者の被ばく管理は，

翌２００８年JT-60の運転を完了し，
２００９年よりJT-60の改修作

作業中ガラスバッジ（GB）と APD を着用させ，日々の管業が開始された．改修作業で発生した解体品の中で，再使理は APD で行い，積算線量は，GB により管理してきた．

用する放射化物は，放射化物保管設備に保管管理してい実際の真空容器内作業においては，（１）年間の実験計画

る．
８１２

Lecture Note

4.2 Radiation Safety Management in the JT-60 Facilities

４．
２．
５ 最後に

K. Kobayashi and T. Sasajima

参考文献

JT-60 装置の１８年間の重水素実験では，ここで述べた各［１］梅原 隆他：那珂研究所の放射線管理，日本原子力研究所報告書，JAERI-Review 2004-019 (2004).
［２］N. Miya et al., J. Nucl. Sci. and Technol. 31, 398 (1994).
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［４］K. Masaki et al., Fusion Eng. Des. 31, 181 (1996).
［５］T. Tanabe et al., Fusion Sci. Technol. 41, 877 (2002) .
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［８］K. Isobe et al., Fusion Eng. Des. 81, 827 (2006).
［９］H. Nakamura et al., Fusion Eng. Des. 70, 163 (2004).

種管理を適切に実施することで，安全を確保することができた．国内において重水素実験を実施した大型核融合施設
は，JT-60 装置のみであり，今後他の核融合実験装置で重水素実験を実施する場合や次期装置であるJT-60SAにおいて，放射線安全管理の観点から，この経験を最大限活かすことが重要である．

８１３

J. Plasma Fusion Res. Vol.89, No.11 (2013)８
１４‐８１６

講座 核融合施設における放射線計測の基礎

５．講座のまとめと将来の留意点
5. Summary and Consideration for the Future
河野孝央
KAWANO Takao
核融合科学研究所（原稿受付：２
０
１
３年１
０月２
１日）

９月から始まった本講座連載３回目の刊行に至り，安堵したところであるが，本最終章では，４章までを振り返って概要をまとめるとともに，将来に向けての留意点として，思うところを申し上げたい．
Keywords:
radiation safety management, radiation measurement, radiation related law, fusion facility, tritium, neutron, JT-60

５．
１ 講座の構成と概要

利用，国際協力，公共の安全などの考え方にもとづいて，将来，核融合炉施設運用開始の日が近づくにつれ，放射さらに，さまざまな法令が定められている．その中で将来，線安全研究の重要性が増してくると考えられる．本講座は核融合炉施設における放射線安全管理のベースになる法令

そういったことを念頭において，核融合施設の放射線安全のひとつが「放射性同位元素等による放射線障害の防止にに関連する放射線計測の現状を知ってもらい，理解を深め

関する法律（放射線障害防止法）」である．放射線障害防止ていただくことを目的に企画された．本講座は表１に示す

法は，国際放射線防護委員会（ICRP）から発信される新しように５章立てで構成されている．最後の章はまとめであい考え方の導入や，規制の合理化をめざし，これまでなん

るから，実質４章立てである．以下，章ごとに概要を紹介

ども改訂されてきた．とくにICRP勧告の影響は大きく，国する．なお表１には執筆していただいて先生方が，各章の内法の歴史は，ICRP 勧告の歴史を反映しているといって項目ごとに示されている．

よい．第１章では，ICRP を中心に展開されてきた放射線防

５．
１．
１ 放射線防護の考え方と放射線障害防止法

護の歴史と社会的関心の動向について，１９７７年，１９９０年そ放射線施設の安全に関する放射線計測は，基本的に，法して２００７年勧告をレビューする形で，また放射線障害防止令に従って実施される．日本では放射線関係法令の中心に法については鳥瞰図的に眺めながら，８分割して概説し，

原子力基本法があり，そこに規定される法の目的や，平和

そのなかでプラズマ実験装置の法的位置づけなどが紹介さ

表１

れている．

講座の章立て構成と執筆者．

講座 核融合施設における放射線計測の基礎
１．放射線防護の考え方と放射線障害防止法
１．
１ 放射線防護の考え方（大分県立看護科学大 甲斐倫明）
１．
２ 放射線障害防止法の概要（核融合研 河野孝央）
２．放射線計測の基礎
２．
１ 放射線計測機器の概要（東大 飯本武志，理研 上蓑義朋）
２．
２ 代表的な放射線検出器の特徴と原理（東大 飯本武志，理研 上蓑義朋）
２．
３ 放射線計測の統計（核融合研 河野孝央）
３．核融合施設における放射線計測
３．
１ 放射線計測の特徴 （核融合研 田中将博，田中照也）
３．
２ トリチウム計測の基礎と実践（富山大 松山政夫）
３．
３ 中性子計測の基礎と実践（名古屋大 瓜谷章）
４．JT-60 における管理測定の現状*
４．
１ 中性子環境下におけるトカマク装置運転のための放射線計測（原子力機構 助川篤彦）
４．
２ JT-60 施設における放射線安全管理（原子力機構 小林和容，笹島唯之）（＊とりまとめ窓口：原子力機構 宮直之）
５．講座のまとめと将来の留意点（核融合研 河野孝央）

５．
１．
２ 放射線計測の基礎
放射線計測に用いられる測定器を，電離，励起，放射化などの検出原理や，線量計測なのか放射線検出なのかなど
測定の目的で分類し，対応する検出器が表にまとめて紹介されている．特に電離箱，GM 計数管，NaI 検出器について
は，その特徴と原理がさらに詳しく解説されている．また
放射線計測分野の特徴である計数の統計的性質について，
数学的表現に用いられる３種の分布関数，計数誤差と有意性，検出限界を評価する式が紹介されている．最後に Appendix の形で，放射線計測の分野でよく用いられる単位が，物理量，防護量，実用量にわけて説明されている．
５．
１．
３ 核融合施設における放射線計測（１）放射線計測の特徴
核融合炉施設における放射線計測の特徴は，測定監視や評価の対象が，燃料として用いられるトリチウムはもちろん，燃焼プラズマから発生する中性子や放射化物などにあり，また放射線量や放射能の測定範囲が数桁から２０桁にわ

National Institute for Fusion Science, Toki, GIFU 509-5292, Japanauthor’s e-mail: kawano@nifs.ac.jp

８１４!2013 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchLecture Note

5. Summary and Consideration for the Future

T. Kawano

たって広がっている点にあるとして，そのような放射線環

ともなう中性子および２次 γ 線の発生，トリチウムの生成，境に対応するための核融合システム，トリチウム計測，中空気の放射化，計測や保守作業における内外被ばくを取り性子計測の特徴を概観している．

上げ，放射線安全管理の概要が紹介されている．また施設（２）トリチウム計測の基礎と実践

をハード面から概観し，排気・排水設備や，実験棟内の放核融合炉施設のトリチウム計測には，装置運転を監視す

射線作業環境を監視するためのモニタリング設備，排気系るための燃料循環系測定と，施設作業環境内外の安全確認と施設内に設置されている13N，41Ar，トリチウムなどのと評価を目的に行われる安全確認評価測定がある．本章でサンプリング設備，放射線業務に関連して用いられる各種は後者に的を絞り，トリチウム計測が，広範囲にわたってのサーベイメータと線量計，そして，事業所境界安全確認

概説されている．トリチウムの化学形や物理的状態，測定のためのモニタリングポストなどの概要が説明されてい環境などの条件を考慮した測定装置と測定法の紹介をはじる．一方安全管理のソフト面から，管理区域への人の出入め，測定対象となるトリチウム濃度範囲と法定濃度限度，

り管理，物品搬出管理，真空容器への出入りと容器内での電離箱を使用する際の問題点，安全設備に連動させる場合

作業管理，真空容器放射化による被ばくを低減するためのの仕様，トリチウムのメモリー効果，固体材料表面のトリ

管理，トリチウムによる内部被ばく低減のための管理など

チウム測定，人体影響を評価するための測定など，トリチについて，全体を見渡す形で概要が説明されている．さらウム計測に関わる重要事項を取り上げ，解説されている．

に，現在進められている JT-60SA への改造に関連して，再（３）中性子計測の基礎と実践

使用放射化物についても触れられている．

核融合炉施設における中性子計測の基礎として，エネル

５．
２ 将来に向けての留意点

ギーにもとづいて高速中性子，熱中性子，熱外中性子に３分類し，熱中性子については3He，10B，6Li，235U による中核融合炉施設において，トリチウムを燃料に核融合反応

性子核反応や，金の放射化による検出の原理と特徴が，ま実験が開始されると，アルファ粒子や中性子が発生し，また高速中性子と熱外中性子については，水素原子核との弾た核融合炉本体や周辺機器，施設建屋，空気，その他の材

28

12

238

性散乱や Si， C， U などとの核反応，そして，しきい

料が放射化されるため，密封されていない放射性同位元素

値を有する放射化による測定原理と特徴が説明されていや放射性汚染物が取り扱われることになる．しかしながらる．また核融合施設における中性子測定器の例として，箔

現在，国内では，JT-60 を有する那珂研究所を除くと，エッ放射化と核分裂電離箱を用いる中性子束モニタ，252Cf にクス線以外の取り扱い経験はほとんどなく，多くは国内法よる校正，中性子スペクトル測定に用いられるダブルクリの適用を受けない装置・設備であるため，エックス線によ

スタルスペクトロメータ，有機シンチレータ個別検出器とる被ばく線量測定などは，法を遵守するというより，法にコリメータで構成される中性子発生プロファイル測定法な準拠するという形で自主的に進められてきた．ここで，どを取り上げ，それぞれの測定原理と特徴が紹介されてい「法を遵守」すると，「法に準拠」するとでは，社会的責任

る．

の重さが全く異なることに注意する必要がある．

５．
１．
４ JT-60 における管理測定の現状

法令には，さまざまな事項が定められている．その中で国内において重水素実験を経験した装置は原子力研究開

放射線計測は，個人被ばく線量，場の放射線量，空気中・発機構那珂核融合研究所に設置されている JT-60 のみであ

排気中放射性同位元素濃度，水中・排水中放射性同位元素

り，１９９１（平成３）
年から延べ１８年間の経験と実績を有す

濃度，物や建屋の放射性同位元素表面密度を評価するためる．重水素実験では，中性子が発生し，また２次 !線の放に，あるいは放射線汚染物の現場管理において実施され出，トリチウム生成を伴うが，本章ではそうした状況におる．これらの項目は，安全管理の基本的な部分であり，核ける放射線計測の実例が，以下の２項目に分けて紹介され融合炉施設の運用開始に至っても，大きく変わることはなている．

いだろう．計測についても同様で，現在の技術や知見が基（１）中性子環境下におけるトカマク装置運転のための放射礎になると思われる．

線計測とはいえ核融合炉施設の運用が始まると放射線環境が変

１９８５（昭和６０）年から今日までの JT-60 の歴史と改造の経わる．これまでになかった事情や問題が発生する．新たな緯，そして電離則や障防法との関係が，施設検査や定期検計測技術や安全管理上の対応が求められる．しかしなが査で行われた性能評価と安全確認など，実際の経験を交えら，それに答えるのは法令ではない．放射線安全に関するながら紹介されている．また JT-60 における中性子計測の

法令上の基本的事項は，放射線障害防止法や原子炉等規制

役割，測定装置の設置位置と測定結果の特徴，測定に使用法などにすでに規定されており，ほとんどそのまま通用すされた核分裂計数管の特徴と装置改造時に行った校正方法ると思われるからである．装置運転，施設の現場管理，国などのほか，中性子計測にもとづいて実施された装置管や自治体との連携を密にする独自の管理体制やルール作り

理，放射線管理，管理区域と境界の放射線量監視，モニタ

は，施設ごとに，状況や事情を鑑みて独自に作成すべきもリングポストによる敷地境界の中性子および２次 γ 線監のである．それが予防規程であり，各種の細則，管理・実視，そして自治体への結果報告などが紹介されている．

務マニュアルなどである．我々にとってその出発点は，現（２）JT-60 施設における放射線安全管理在にある．現行法令や考え方，現在のトリチウムおよび中通常の放射線安全管理にはない特徴として，装置運転に性子その他の計測技術，重水素実験の経験を有する JT-60
８１５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.11 November 2013の事例に学びながら，将来の核融合炉施設における安全管

ITER の装置運転開始予定の年であり，この偶然が保たれ理や放射線計測を考える必要があるだろう．本講座が，そたまま，７年後に，東京オリンピック開催と ITER 運転開の一助となれば，ありがたい．

始のニュースが，同時に流れるかもしれないのである．ただし，ITER については，困難な状況があるようである．と

５．
３ おわりにはいうものの，こうした時期に，９月号から３回連載で講

本年９月８日の早朝，日曜日のいつもの癖で早く目を覚

座が始まり，最終回の発行を無事に終えたことについて，まし，本講座第１章の最終ゲラ原稿をチェックしていたの執筆をお引き受けいただいた先生方や編集事務関係者の皆だが，一段落したところで，ふとしたはずみからテレビをさまに，こころから感謝したいと思います．

て田中将裕（核融合研）が中心になって，作業を進めたこの瞬間，気づかれたかたも多いと思うが，開催の２０２
０年は，とを記します．

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ひこ助 川 篤 彦独立行政法人日本原子力研究開発機構 核融合研究開発部門 JT-60 安全評価グループ
研究主幹．JT-60 解体品の放射化定量評価と解析の次期装置JT-60SAの放射線遮蔽設
計，遮蔽材料の研究開発，知財業務をこなす傍ら，JT-60 の解体・収納保管を含む一連の JT-60 改修に関する障防法許認可業務を担当した．主な研究分野は放射線場／温度場と物質の相互作用．尊敬する人は阪井英次．

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じま

ただ

ゆき

独立行政法人 日本原子力研究開発機構
那珂核融合研究所．核融合研究開発部門
トカマクシステム技術開発ユニット JT‐
６０
本体開発グループ．業務内容放射性廃棄物の管理，真空容器組立検討，電磁気計測器の設計，遮蔽水循
環設備の整備等．昭和６２年に旧日本原子力研究所へ入所．依頼，臨界プラズマ試験装置 JT‐
６０の本体設備に関するグループに所属．当初は，本体周辺設備に関する業務でしたが，平
成７年から JT-60 真空容器内の機器に関する業務を担い，それと関連して放射性廃棄物の管理を担っている．休日は専ら物作り（DIY）に勤しんでいます．

こ

ばやし かずひろ小 林 和 容独立行政法人 日本原子力研究開発機構 那
珂核融合研究開発部門トカマクシステム技
術開発ユニット，JT‐
６
０安全評価グループ
研究主幹．経歴：静岡大学大学院理工学研
究科物質科学専攻博士課程修了（理学博士）．主な研究分野
は，核融合炉に関するトリチウム理工学．現在は，JT-60 のト
リチウムに関する安全評価に従事しております．家族は，妻とわんぱく息子２人で，一緒に野球を楽しんでいます．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!
かわ

の

たか

お

河 野 孝 央核融合科学研究所 ヘリカル研究部 装置工学・応用物理研究系 放射線安全工学部門
所属，これまで大学，病院，研究機関の放射線管理室を渡り歩くこと７回，平均で６!!!!!!!!!!!!!!!!

ささ

笹 島 唯 之!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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!!!!!!!!!!!!!!!!

あつ

年いましたから，放射線管理歴は４０年を超えました．現在，
液体・気体中微量トリチウム検出器の開発や，法の規制を受けない放射線源の開発と教育実践応用の研究を進めております．お酒は，銘柄，値段によらず，嫌いなほうではありません．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

がわ!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

すけ!!!!!!!!!!!!!!!!

（核融合研）と飯本武志（東大）が，また担当編集委員とし年のオリンピック開催地に東京が選ばれたのだ．この決定!!!!!!!!!!!!!!!!

につながる記憶として残ることになった．このとき，２０２０!!!!!!!!!!!!!!!!

最後に，本講座発刊のとりまとめ責任者として河野孝央!!!!!!!!!!!!!!!!

つけたところ，本講座第１章のゲラ原稿が，オリンピック!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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