日本保健物理学会

日本保健物理学会シンポジウム

「福島事故を内部被ばくから考える」

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

内部被ばく影響評価委員会

Japan Health Physics Society

日 時： 平成 29 年 3 月 24 日（金） 13：45～18：30

場 所： 東京大学 本郷キャンパス 工学部 2 号館 212 講義室

主 催： 一般社団法人 日本保健物理学会

共 催： 一般社団法人 日本放射線安全管理学会

協 賛： 公益社団法人 大気環境学会

日本エアロゾル学会

プログラム 「福島事故を内部被ばくから考える」 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 内部被ばく影響評価委員会 ○ 日時：2017 年 3 月 24 日（金） 13：45～18：30 ○ 場所：東京大学 工学部 2 号館 212 講義室 http://www.u-tokyo.ac.jp/campusmap/cam01_04_03_j.html ○ 趣旨： 日本保健物理学会に設置した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と、臨時 委員会である内部被ばく影響評価委員会の活動成果に関するシンポジウムを開催します。第一部 では、2012 年 4 月～2014 年 3 月まで活動していました、体外計測に関する標準計測法の策定に関 する専門研究会から、福島原発事故において我が国で行われてきた WBC 測定に関する対応状況調 査及び科学的根拠に基づく課題解決のための具体的な提案に関するシンポジウムを開催します。 第二部では、2015 年 7 月に発足した内部被ばく影響評価委員会から、福島原発事故後の内部被ば くに関する現状、内部被ばくによる健康影響、比放射能が大きい不溶性微粒子（いわゆるセシウ ムボール）の吸入による内部被ばくの特徴と線量評価に関するシンポジウムを開催します。第三 部では、両委員会における福島事故における内部被ばくに関する総合討論を開催します。ご興味 のある方は奮ってご参加ください。 ○ プログラム： 13:45-13:55 開会挨拶 吉田 浩子（東北大：企画委員長） 【第一部】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 座 長 高田 千恵（原子力機構） 13:55-15:35 福島県内の住民のホールボディカウンタ（WBC）測定：現状と課題 仲野 高志（量研機構・放医研） 専門研究会報告書の概要とその後の取り組み 金 ウンジュ（量研機構・放医研） 15:35-15:50（休憩）

【第二部】内部被ばく影響評価委員会 座 長 甲斐 倫明（大分看護科学大）、石川 徹夫（福島医大） 15:50-17:30 福島原発事故による内部被ばく 石川 徹夫（福島医大） 内部被ばくによる健康影響 甲斐 倫明（大分看護科学大） マイクロドジメトリから見た不溶性微粒子被ばくの特徴 佐藤 達彦（原子力機構） 不溶性微粒子の吸入による内部被ばく線量評価 松本 雅紀（量研機構・放医研） 17:30-17:45（休憩） 【第三部】総合討論 座 長 甲斐 倫明（大分看護科学大） 17:45-18:25 18:25-18:30 閉会挨拶 甲斐 倫明（大分看護科学大：学会長）

【第一部】

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

福島県内の住民のホールボディカウンタ（WBC）

測定：現状と課題

福島県住民ホールボディカウンター（WBC）測定ー現状と課題ー

〇福島県住民 WBC 測定現状について 2012 年度より福島県住民（他県への避難者を含む）を測定している WBC について精度 調査と担当者への研修を行ってきたのでその結果を示す。 ・2012 年度（2012 年 10 月から） 資源エネルギー庁委託事業→環境省委託事業 16 カ所 18 台（再調査を含む）、放医研や福島県労働保健センターの 2 カ所で集団研修 を行う（計 35 名） ・2013 年度（2013 年 6 月から） 自主事業→環境省委託事業 16 カ所 21 台 ・2014 年度（2015 年 1 月から）福島県委託事業 6 カ所 6 台、各所で個別研修を行う。（計 36 名）（新潟県放射線検査室、弘前大学医 学部附属病院を含む） ・2015 年度（2015 年 9 月から）福島県委託事業 19 カ所 23 台、各所で個別研修を行う。（計 110 名）また福島市で集団研修を行った。 （計 29 名） ・2016 年度(2016 年 8 月から）福島県委託事業 13 カ所 18 台、各所で個別研修を行う。(計 96 名）（愛媛大学医学部附属病院、杜の都 産業保健会、長崎大学病院を含む） 設置台数は福島県が車載型 8 台（うち 2 台は固定して使用の予定）、県下 20 市町村や広域 組合が 26 台（車載型が３台、１カ所は使用中止の予定）、市町村から委託を受けている民 間が 10 機関 12 台の計 46 台（幼児用を除く）。内訳はキャンベラ立位型３７台、安西メデ ィカル椅子型２台、日立アロカメディカル椅子型２台、富士電機椅子型３台、外国製椅子 型２台。それ以外に県外に委託しているのが 9 機関。 福島県下のWBCが設置されている場所 ①病院、診療所の一室 ②役場や保健所の一室 ③車載（福島県８台、福島市２台、広域組合１台） 担当者 ①病院等の診療放射線技師 ②地方公共団体の保健師 ③健康保健福祉関係の一般職員 ④放射線管理取扱関連会社に委託

年度により多少項目は異なるが、事業目的のために以下の６項目及び希望に応じて研修を 行った。 １）測定系が正常に作動していることを確認する。 ２）ＷＢＣの設置場所周辺の空間線量測定、温度湿度を確認する。 ３）エネルギー校正ができていることを確認する。 ４）ＢＯＭＡＢファントムの定量が、どの程度できているかを確認する。 ５）波高スペクトルで核種分別ができ、それぞれが定量できることを確認する。 ６）人の測定が正常にできることを確認する。 2012、2013 年度は集団研修や現地空き時間での説明のみであったが、2014 年度以降、WBC の 校正調査した翌日に、研修を行った。また別に、福島県下で年度に 1 回集団研修を行った。 その内容は同じで、通常座学で以下の８項目で、担当者からの時間配分や内容の希望により 取捨選択を行った。①から④が基本的な事柄で⑤から⑦が WBC に特有のこととなっている。 ①放射線物理の基礎（放射線、測定、スペクトルについて） ②被ばくについて（被ばくの種類） ③内部被ばくの評価（評価の方法） ④ICRPモデル（モデルの概略） ⑤体外計測（装置の種類、型式） ⑥測定結果について（評価のためのシナリオ） ⑦保守点検（校正、バックグラウンドについて） ⑧放射性物質による事故（主な事故の歴史） 各設置場所への連絡交渉は、福島県または「福島県ホールボディカウンタ検査連絡協議会」 を通して連絡しそれぞれの希望を考慮して直接連絡する。また研修の開催希望をきき、調整 を行う。 校正調査に使用した機材は、放射線医学総合研究所（放医研）が所有する BOMAB ファントム （ANSI/HPS 13.35 1999）４体（それぞれ Ba-133、Cs-137、Co-60、BG 用水を含んでいる）で ある。それぞれが大型トランク 2 台（上写真）に入っている。作業当日朝に現場に搬入して 作業を行い、BOMAB ファントムを使った作業が終了しだい搬出した。通常翌日午前に研修を

行った。基本的な流れは以下の通りである。 1．作業当日：朝８時半から９時ごろに放医研の担当者とファントム等資材が現地に到着する。 現地担当者の指示により資材を指定の場所に搬入する。その際、土足で入れない部分やWBC 周りの養生を行う。 ２．WBC周りの環境放射線量をサーベイメータで測定する。また温湿度計を設置し変化を記録 する。またWBCの測定状況を確認し必要に応じて調整する。 ３．WBC内にBOMABファントムの組み立てて装置内に設置し測定する。ファントムはBa-133、 Cs-137、Co-60の3セットあり、それぞれについて、通常、人を測定する時間（運用している 測定時間）で１回、その倍の時間で２回測定し安定性を見る。更に30分又は１時間を1回測定 しBOMABファントムでの校正曲線を得る。測定結果によっては別の測定を付加する。 ４．同じ要領でBG用水入りBOMABファントムをWBC内に設置して1時間もしくは30分）バックグ ラウンドを測定する。さらにブランクでも測定する。 ５．被験者（放医研の人間等）の測定を行う。 ６．資材の搬出し、養生を撤去する。 ７．以下の必要な測定データを取り出す。 １）ファントム測定のスペクトルデータ及び結果シート ２）当日測定した人のスペクトルデータ及び結果シート ３）当日測定したバックグラウンドのスペクトルデータ ４）エネルギー校正及び効率校正データ ５）上記校正に用いたスペクトルデータ及び核種データ ６）過去に測定した一部のバックグラウンドのスペクトルデータ ８．測定の都合上で設定変更したパラメータを元に戻す。 ９．翌日午前または午後に研修を行う。 研修の参加者は、WBCの操作または管理の担当者で部門の責任者、放射線技師や保健師、病院 事務担当者、行政事務員（主に医療や保健福祉を担当している部署）となっている。場所は 設置している病院や庁舎の会議室で約3時間程度である。 調査結果として、すべての機種は正常に動作しており調整も正常に行われていた。スペクト ルや結果表示には特に問題がなかった。ほとんどのWBCが震災後新規に導入されており、注目 度も高かったためだと思われる。一部のWBCでは、検出器に異常が現れ適切に修理が行われた。 効率については、Cs-137に対して、ほぼすべてのWBCの放射能偏差が±15％以内に納まってい た。Co-60やBa-133に対しては核種同定をしないWBCがあった。 人に対する測定でも特に問題なく上記の効率差があっても同程度のK-40の量を得た。

ファントム測定における放射能量と測定結果の相対偏差（下左：Cs-137、下右：Co-60）、測 定時間は立位型では2分から4分、椅子型では5分。 黄色は椅子型。水色は子供用。Cs-137に対しては全てのWBCで結果が出てきたがCo-60では一 部WBCにおいて検出放射能として設定されていなかった。 ファントムの放射能量はCs-137で17000～18000Bq程度、Co-60で15000～26000Bq程度である。 Co-60の偏差と人を測定した時のK-40の量との関係 1回測定なので統計変動の方が大きく有意な関係はない。つまり効率に15％程度の差があって も結果に大きな差が表れない。

現場で出てきた問題点

①検出値と評価 検出値が出たときの説明と評価について。県の定めた評価シナリオについて。 ②バックグラウンド評価 天然放射性元素の量変動、汚染サーベイや着替えの必要性。 ③人員確保と予算 頻度が減ってきたので選任ではなく健康や環境関係の職員が兼任となり測定や評価に対 して慣れていない。メンテナンス費用。 ④環境温度管理 頻度が減ったため長目に使用しない時があり、その時の温度管理や電源管理。 ⑤機器トラブル 予期せぬエラーが起こる（インターフェイス、特にLANに関連して）。検出器の不良。 ⑥今後の利用法 受診者が減ってきているのでWBCを今後どのように使っていくか。

専門研究会報告書の概要とその後の取り組み

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Asian Radiation Dosimetry Group since 2015

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The most dense NPP area in the world

From presentation by Park Chang-youn (KIRAMS)

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(National Institutes of Quantum and Radiological Science and Technology, National Institute of Radiological Sciences (QST-NIRS))

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(Japan Atomic Energy Agency (JAEA))

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(China Institute for Radiation Protection (CIRP))

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Chairperson

Osamu Kurihara (QST-NIRS)

Secretary Wi-Ho Ha (KIRAMS) WG1 Internal Dosimetry WG2 External Dosimetry WG3 Biological Dosimetry WG4 Computational Dosimetry

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Code: ARADOS-WG01-001

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Code: ARADOS-WG03-001

㻌 “Chromosome analysis inter-comparison exercise”

Code: ARADOS- (under preparation)

“Intercomparison exercise of gamma spectrum obtained from RN accidents”

ANSI-based phantoms

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1. T. Momose et al.; Whole-body counting of Fukushima residents after the TEPCO Fukushima Daiichi nuclear power station accident, The 1st _{NIRS symposium on reconstruction of early internal dose in the TEPCO Fukushima Daiichi nuclear power station}

accident (Kurihara et al. ed.), Chiba, Japan, NIRS-M-252, 67-82 (2012).

2. M. Tsubokura et al.; Internal radiation exposure after the Fukushima Nuclear Power Plant Disaster, JMMA, 308, 669-670 (2012). 3. ⚟ᓥ┴༡┦㤿ᕷ, ෆ㒊⿕䜀䛟᳨デ⤖ᯝ; http://www.city.minamisoma.lg.jp/index.cfm/10,0,61,344,html

4. R. S. Hayano et al.; Internal radiocesium contamination of adults and children in Fukushima 7 to 20 months after the Fukushima NPP accident as measured by extensive whole-body surveys, Proc. Jpn. Acad. Ser. B89, 157-163 (2013).

5. N. Matsuda et al.; Assessment of internal exposure doses in Fukushima by whole body counter within one month after the nuclear power plant accident, Radiat. Res., 179, 663-668 (2013).

6. N. Matsuda et al.; Internal radioactivity of temporary residents in Fukushima within one year after the radiological accident, J. Environ. Occup. Sci., 2, 123-130 (2013).

7. R. S. Hayano et al. BABYSCAN: A whole body counter for small children in Fukushima. J. Radiol. Prot. 34, 645-653 (2014). 8. M. Orita et al., Internal radiation exposure dose in Iwaki City, Fukushima Prefecture after the accident at Fukushima Dai-ichi

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10. E. Kim et al., Internal thyroid doses to Fukushima residents – estimation and issues remaining, J. Radiat. Res. 57, S1, i118-i129 (2016).

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【第二部】

内部被ばく影響評価委員会

座長：甲斐 倫明（大分看護科学大）

石川 徹夫（福島医大）

福島原発事故による内部被ばく

石川 徹夫（福島医大）

福島原発事故による内部被ばく －残された課題と内部被ばく影響評価委員会の活動－ 福島県立医科大学 石川徹夫 福島原発事故においては、環境中に放出された放射性物質により一般公衆に内部被ば く・外部被ばくが生じた。これらの被ばくのレベルは、国連科学委員会報告書などで評 価されているが、特に初期の内部被ばくに関しては計測データが少ないことから、不確 実性が大きく、現在でも初期内部被ばくを再構築するための研究が続けられている。 一般に内部被ばく線量の推計においては、ホールボディカウンタ、甲状腺モニタなど の体外計測による方法、または利用可能な環境中濃度データをもとに放射性物質の吸 入・摂取量を推定する方法が用いられている。前者のほうが後者より一般に精度は良い と考えられるが、特に事故後初期において体外計測は限られた集団に関してしか適用さ れておらず、被ばくの全体像を把握するにはデータが不足している。例えば甲状腺の計 測については、事故から約2 週間後にいわき市、川俣町、飯舘村で 1,080 人の子供が測 定されたデータ、及び約1 か月後に 62 人（主として浪江からの避難者）が測定された データなどが報告されている。 一方で環境中濃度データから摂取量を推定する方法においても、事故後初期に関して は多くのデータがあるわけではない。国連科学委員会では、食品中の放射性物質濃度に 関する限られたデータをもとに経口摂取量を仮定して、また大気拡散シミュレーション により当時の空気中放射性物質濃度を再現することで吸入摂取量を仮定して、内部被ば く線量を評価している。 内部被ばく線量の評価においては、体外計測によるデータまたは環境中濃度データを もとに摂取量を評価し、ICRP の体内動態モデルに基づいた線量換算係数（摂取量あた りの実効線量）を用いて、預託実効線量を評価する方法が一般的である。事故後の内部 被ばく線量評価において、上述したような線量評価に必要な計測データが不足している という課題とは別に、線量評価法に関する課題もある。例えば、セシウムは水に溶けや すい（体内に取り込まれた場合に、血液中に速やかに溶ける）として評価された線量換 算係数が一般に用いられているが、近年になって不溶性のセシウム微粒子も環境中から 発見されている。このような微粒子は、通常考えられているセシウムとは体内動態が異 なる可能性もあり、したがって一般的に用いられている線量換算係数が適用できない可 能性も考えられる。 そこで本委員会では、摂取量から預託実効線量を評価するまでの各ステップに関して、 現在の科学的知見を改めてレビューするとともに、不溶性のセシウム微粒子に関する線 量評価に関しても取り組んでいる。

内部被ばくによる健康影響

甲斐 倫明（大分看護科学大）

-

-

2017.3.24

_{内部被ばくの特徴}

１ 多様な線質  アルファ線、ベータ線、ガンマ線、中性子線 2) 低線量率の長期被ばく  被ばく期間が数十年に及ぶ核種 3）体内分布・線量の不均一性   元素によって特定の臓器・組織に親和性をもつ ホットパーティクル 4) 放射性の子孫核種の生成     親核種と異なる体内代謝特性をもつ 5) 核変換  原子がほかの原子と一緒に分子を構成している場合、分子の性質  を変える 

内部被ばくの影響と線量�

内部被ばく線量

1）体内で不均一性分布に対する評価 ��体内での動き（代謝、残留）をモデルで表現し、計算 ��発がん関連の特定の組織での平均吸収線量(Gy)を計算 �線量（Sv) = 各臓器・組織の線量率（Gy/h)�×�滞留する時間�(h) x 放射線の種類に応じた加重係数（β、γ：1、�α：20） 2) 線量率は滞留している時間まで積分��ー＞預託線量（摂取した時点に受ける）

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内部被ばくの疫学データ

1.  Ra-226+Ra-224: ラジウムペインタ

2.  Th-232: トロトラスト患者

3.  Pu-239 : マヤック原子力施設作業者

4.  Sr-90: テチャ川流域住民

5.  I-131 : チェルノブイリ事故

6.  Rn-222 : ウラン鉱夫、一般住民

/Sv /Sv Lung Rn-222 Pu-239 2.5 x 10-3 10 x 10-3 6.8 x 10-3 _Sr-90, Rn-222,Pu-2 39 Liver Th-232 2-4 x 10-3 _{3 x 10}-3 _Pu-239,Am-2 41 Leukemia Th-232 7-9 x 10-4 _{5-8 x 10}-3 _Ra-224, Pu-239 Bone Ra-224 6 x 10-5 #1 5 x 10-4 #2 1-4 x 10-4 _Sr-90,Ra-226 , Ra-224, Pu-239 #1: 10 #2: