原子力緊急事態時の長期被ばく状況における放射線...

JAEA-Review

2010-022

原子力緊急事態時の長期被ばく状況における放射線防護の実施と課題

Study on Radiological Protective Actions in the Long-Term Exposure Situation

高原省五　木村仁宜　本間俊充

Nuclear Facility Safety Research UnitNuclear Safety Research Center

Shogo TAKAHARA, Masanori KIMURA and Toshimitsu HOMMA

安全研究センター原子力エネルギー関連施設安全評価研究ユニット

June 2010

Japan Atomic Energy Agency 日本原子力研究開発機構

JAEA-Review 2010-022

原子力緊急事態時の長期被ばく状況における放射線防護の実施と課題

日本原子力研究開発機構安全研究センター

原子力エネルギー関連施設安全評価研究ユニット

高原省五、木村仁宜、本間俊充

（2010 年 3 月 19 日受理）

原子力緊急事態の長期被ばく状況における放射線防護の計画及び実施と、その課題について検

討した。原子力事故後の長期被ばくは“制御可能かつ規制されていない線源”による被ばくである。

国際放射線防護委員会（International Commission on Radiation Protection: ICRP）の Publication 60 に

基づく従来の放射線防護体系では、“制御可能かつ規制されていない線源”からの被ばくへの適切

な対応は困難である。そこで、ICRP の Publication 103 の枠組みをまとめ、チェルノブイリ事故後

の防護措置とその導入基準について整理し、事故後に実施された復旧プロジェクトと意思決定プ

ロジェクトを調査して、長期被ばく状況における放射線防護措置の導入や解除に関する決定の合

理性について検討した。

長期被ばく状況での防護措置の導入においては、放射線による健康影響だけではなく社会的・

経済的な補償に関する判断を含む多様な観点が混在しているため、状況の正確な記述と適切な対

応が困難な状況である。このような状況での判断は、必ずしも科学的及び数量的な根拠だけで正

当化することができない。これを正当化する一つの方法として、多様な利害関係者の合意に基づ

く手続き的な方法が考えられる

本研究報告は、内閣府原子力安全委員会からの受託事業「緊急事態対応判断基準等に関する調査」

による結果の一部を利用した。

原子力科学研究所（駐在）：〒319-1195 茨城県那珂郡東海村白方白根 2-4

ⅰ


Study on Radiological Protective Actions in the Long-Term Exposure Situation

Shogo TAKAHARA, Masanori KIMURA and Toshimitsu HOMMA

Nuclear Facility Safety Research Unit,

Nuclear Safety Research Center,

Japan Atomic Energy Agency

Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken

（Received March 19, 2010）

The long-term exposure situations in case of nuclear emergencies are caused by the controllable and

non-regulated radiation sources. The protective systems which are recommended by the 1990

recommendation of International commission on radiation protection (ICRP) do not consider such

radiation exposure situations. In order to investigate the response frameworks for the long-term exposure

situation, we have summarized the 2007 recommendation and investigate the lessons learned from

Chernobyl accident.

The long-term exposure situation is not able to describe and response using general method. For

implementation of protective actions in this situation, we have to take into account the diverse perspectives

such as health impacts, social and economical aspects. Therefore, a decision making related to the

protective actions in the long-term exposure situation can not be always justified in terms of scientific and

quantitative basis. One of the methods to justify the decision making in the long-term exposure situation is

procedural approach such as stakeholder participation.

Keywords: Nclear Emergency, Radiological Protective Actions, Long-term Exposure Situation, Existing

Exposure, Rational Decision, Procedural Approach

This Report partly uses the Results of the Contract Research that is entrusted by Nuclear Safety

Commission of Japan.

ⅱ

目次

1. はじめに ............................................................................................................................................. 1 2. 国際放射線防護委員会による放射線防護体系の長期被ばくへの適用........................................... 2

2.1. 長期被ばくとはなにか ............................................................................................................... 2 2.2. 長期被ばくを記述する ............................................................................................................... 3 2.3. 長期被ばくへ対応する ............................................................................................................... 3

3. 長期的な放射線防護措置とその判断基準 ........................................................................................ 7 3.1. 放射線防護措置の目的 ............................................................................................................... 7 3.2. 長期的な放射線防護措置の種類 ................................................................................................ 7 3.3. 放射線防護対策の計画と実施.................................................................................................... 8

4. チェルノブイリ事故後の長期被ばく状況と防護措置の実施 ........................................................ 21 4.1. チェルノブイリ事故後に実施された防護措置 ....................................................................... 21 4.2. チェルノブイリ事故後の対応に用いられた基準 ................................................................... 21 4.3. チェルノブイリ事故後の管理と対応に関する考察 ............................................................... 26

5. 長期被ばく状況において実施された復旧プロジェクト ............................................................... 45 5.1. チェルノブイリ事故後に実施された復旧プロジェクト ........................................................ 45 5.2. 放射線防護に関する意思決定プロジェクトを分析した事例 ................................................ 72

6. 長期被ばく状況に関する論点のまとめ .......................................................................................... 78 6.1. 長期被ばくによる影響 ............................................................................................................. 78 6.2. 長期被ばく状況における防護措置に関する判断 ................................................................... 80

7. まとめ ............................................................................................................................................... 82 参考文献 ................................................................................................................................................. 83


ⅲ

Contents

1. Introduction ................................................................................................................................................ 1

2. The Application of the System of Radiological Protection of ICRP for Long-term Exposure .................. 2

2.1. Definition of Long-term Exposure ................................................................................................. 2 2.2. Description of Long-term Exposure ............................................................................................... 3 2.3. Response to Long-term Exposure .................................................................................................. 3

3. Radiological Protective Actions in Long-term Exposure Situation ........................................................... 7

3.1. Objectives of Radiological Protective Actions ............................................................................ 7 3.2. Types of Radiological Protective Actions for Long-term Exposure ............................................ 7 3.3. Planing and Implementation of Radiological Protective Actions ................................................ 8

4. Long-term Exposure Situation and Protective Actions after Chernobyl Accident ................................... 21

4.1. Protective Actions after Chernobyl Accident ............................................................................ 21 4.2. Criteria for Protective Actions after Chernobyl Accident .......................................................... 21 4.3. Consideration of Radiation Management in Long-term Exposure Situation after

Chernobyl Accident ................................................................................................................... 26 5. Rehabilitaion Projects for Long-term Exposure Situation ....................................................................... 45

5.1. Rehabilitation Projects after Chernobyl Accident ..................................................................... 45 5.2. Case Study on Decision-Making Projects related to Radiological Protection ........................... 72

6. Summary of Issues of Long-term Exposure Situation ............................................................................. 78

6.1. Impact of Long-term Exposure.................................................................................................. 78 6.2. Rational Decision-Making in Long-term Exposure Situation ................................................... 80

7. Summary .................................................................................................................................................. 82

Reference....................................................................................................................................................... 83


ⅳ

表リスト

表 2.1 被ばくと線源の分類 ................................................................................................................... 5

表 2.2 異なる被ばく状況における線量評価の例 ............................................................................... 5

表 2.3 Publication 103 による各被ばく状況の性質 ............................................................................. 5

表 3.1 移転に関する判断基準 ............................................................................................................... 16

表 3.2 いろいろな国における移転継続費と単位集団線量の費用 ................................................... 16

表 3.3 NRPB の復旧対策区分................................................................................................................ 16

表 3.4 復旧対策に関する助言 ............................................................................................................... 17

表 3.5 IAEA の飲食物摂取制限レベル ................................................................................................ 17

表 3.6 EU の飲食物摂取制限レベル ..................................................................................................... 17

表 3.7 食物摂取による年間被ばく線量 ............................................................................................... 18

表 3.8 米国の飲食物摂取制限レベル ................................................................................................... 18

表 3.9 日本の飲食物摂取制限レベル ................................................................................................... 18

表 4.1 チェルノブイリ事故後に実施された防護措置および復旧策 ............................................... 30

表 4.2 防護措置の実施日時、決定形式および決定に使用された指標 ........................................... 31

表 4.3 チェルノブイリ事故後の放射線防護措置に関する基準の主な変遷 ................................... 33

表 4.4 事故発生時における公衆のための防護措置を実施する際の基準 ....................................... 34

表 4.5 防護措置の導入に関する基準として用いられた線量レベル（USSR） ............................. 34

表 4.6 チェルノブイリ事故後に防護措置の導入に関する基準として用いられた線量レベル

（ロシア） .................................................................................................................................... 34

表 4.7 チェルノブイリ事故後防護措置の導入に関する基準として用いられた線量レベル（ベ

ラルーシ） .................................................................................................................................... 35

表 4.8 チェルノブイリ事故後防護措置の導入に関する基準として用いられた線量レベル（ウ

クライナ） .................................................................................................................................... 35

表 4.9 食品中に含まれる放射性核種に対する一時許容レベル（USSR） ..................................... 35

表 4.10 食品中の 90Sr 、134Cs および 137Cs 濃度に関する TPL-93（ロシア） ............................. 36

表 4.11 TPL-92（ベラルーシ） ............................................................................................................. 36

表 4.12 食品中の放射性セシウム核種に関する対策レベル ............................................................. 36

表 4.13 ロシアの防護措置に関する基準（RSS-96） ......................................................................... 37

表 4.14 ウクライナの防護措置に関する基準（UBSS-97） .............................................................. 37

表 4.15 ロシア、ベラルーシ及びウクライナにおける経済的補償の支給 ..................................... 38

表 4.16 判断基準として用いられた土壌表面の放射性セシウム核種濃度（USSR） ................... 38

表 4.17 ロシア、ベラルーシおよびウクライナにおける 1991 年に設定された基準との対応 .... 39

表 4.18 ロシアにおける被災者の分類 ................................................................................................. 39

表 4.19 ベラルーシにおける被災者の分類 ......................................................................................... 40

表 4.20 ウクライナにおける被災者の分類 ......................................................................................... 41

表 4.21 ウクライナにおける被災者数の変化 ..................................................................................... 42


ⅴ

表 4.22 USSR（1986 年～1991 年）とウクライナ（1992 年～1997 年）の事故後の対応に関す

る財政負担の変化 ...................................................................................................................... 43

表 4.23 ウクライナ（1998 年～2005 年）におけるチェルノブイリ事故後の対応に関する財政

負担合計の変化 .......................................................................................................................... 43

表 5.1 ETHOS プロジェクトにおける各グループの目的、活動内容および結果.......................... 49

表 5.2 子供の放射線防護のために母親たちが作成した線量率スケール ....................................... 50

表 5.3 Olmany 村での食品の放射線汚染レベル ................................................................................. 51

表 5.4 ETHOS プロジェクトによって汚染地域の何がどのように改善されたか.......................... 56

表 5.5 意思決定会議において示されたチェルノブイリ事故の影響および防護措置の実施時

における課題と関心事 ................................................................................................................ 60

表 5.6 各会議で用いられた計画案の一般的な表記 ........................................................................... 64

表 5.7 各国の意思決定会議において検討された計画案 ................................................................... 64

表 5.8 防護措置および移転人数と、回避される集団線量 ............................................................... 65

表 5.9 1990 年から 2060 年に回避されるがん死亡および遺伝的影響 ............................................ 66

表 5.10 各住民の計画案に関する受容の優先順位 ............................................................................. 66

表 5.11 各計画案の費用 ......................................................................................................................... 67

表 5.12 利害関係者の関与の程度 ......................................................................................................... 77

表 5.13 利害関係者が関与して実施される決定過程と従来の方法との違い ................................. 77


ⅵ

図リスト

図 2.1 個人関連評価及び線源関連評価と対応する基準 ................................................................ 6

図 3.1 放射線防護措置を導入した際の各線量の関係 .................................................................... 19

図 3.2 計画段階における参考レベルの適用 .................................................................................... 19

図 3.3 対応段階における参考レベルを用いた最適化過程 ............................................................ 20

図 4.1 チェルノブイリ事故によって放出された 137Cs の土壌表面濃度分布 .............................. 44

図 5.1 Olmany 村の牛乳汚染分布（1995 年） ................................................................................. 52

図 5.2 第 1 回～第 4 回会議に共通して見出された事故後の影響と防護措置の導入による住

民への影響の属性とその構成 ................................................................................................. 62

図 5.3 全会議に共通な防護措置の導入に関する判断モデル ........................................................ 63

図 5.4 第 5 回会議において使用された属性とその構成 ................................................................ 65

図 5.5（a）必要な資源に対する放射線影響のプロット .................................................................. 69

図 5.5（b）必要な資源に対する健康影響のプロット ...................................................................... 69

図 5.5（c）必要な資源に対する移転効果のプロット ...................................................................... 69

図 5.6（a）ストレスおよび公衆の受容可能性を考慮していない場合のプロット ....................... 70

図 5.6（b）公衆の受容可能性を考慮していない場合のプロット .................................................. 70

図 5.6（c）ストレスおよび公衆の受容可能性を含む全属性を考慮した場合のプロット ........... 70

図 5.7 SL2-2 の受容可能性が最も高いことを仮定した場合ストレス及び受容可能性を含む

移転効果に帰属する全属性を考慮した場合のプロット ..................................................... 71


ⅶ

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1. はじめに

国際放射線防護委員会（ICRP）は、従来、放射線被ばくに関する人間活動を「被ばく線量を増

加させる活動」“行為”と「被ばく線量を減少させる活動」“介入”に分類し、これらの活動の導入

と継続を 3 つの原則に準じて合理的に決定するための放射線防護体系を示してきた（ICRP,

1991a）。3 つの原則とは、正当化、最適化及び線量限度であり、“行為”と“介入”は、その便益が

損害を上回っていなければ実施するべきではなく（正当化）、“行為”においては損害、また“介入”

においては正味便益が合理的に可能な範囲で、それぞれ最小化もしくは最大化されていなければ

ならない（最適化）。また、あらゆる“行為”によって個人に追加される被ばく線量の総和は、線量

限度によって制限され、“行為”の最適化においては、個人間の不公平を制限するために線量拘束

値が用いられる。

しかし、ある個人が受けている被ばくは、その全てが“行為”によって引き起こされているわけ

ではなく、“行為”に含まれない人間活動による被ばくが生ずることも考えられるため、“行為”に

関して上記 3 原則の観点から合理的な判断を行うだけでは、個人の被ばくを必ずしも適切に管理

することはできない。ある状況において個人の被ばく線量が高い場合には、被ばくの原因となる

人間活動が“行為”であるか否かに関係なく、必要に応じて防護措置等を用いた“介入”によって被

ばく線量を低減することができる。しかし、介入の導入に用いる介入レベルは措置によって回避

される線量で表現されており、介入の実施後に残る線量については議論に含まれていない。この

ような介入後の残存線量は線量限度によって制限することができるように思われるが、被ばくの

原因となる人間活動が“行為”でない場合、線量限度の適用はやはり妥当ではない。

したがって、“行為”に含まれない人間活動によって個人が受けている被ばくが問題視されるよ

うな状況においては、3 原則に準じた“行為”と“介入”に基づく管理では不十分であって、このよ

うな状況に対応するための防護体系が必要であり、被ばくを記述するための線量概念の枠組みと、

目的に応じて状況に対応するための論理が必要となる。本報告書では、第一に、このような状況

に対応するために ICRP が 2007 年勧告（ICRP, 2007）で提案した概念と対応の基準を整理した。

また、長期被ばく状況が実際のものとなった事例として、チェルノブイリ事故後の各国（ロシア、

ベラルーシ及びウクライナ）の状況を調査・分析して、長期被ばく状況での適切な対応のあり方

について検討する。

以下、第 2 章では、ICRP Publication 60（ICRP, 1991a）とそれに続く Publication 82（ICRP, 1999）、

Publication 101（ICRP, 2006）及び Publication 103（ICRP, 2007）の長期被ばく状況に関する防護体

系を整理する。第 3 章には、長期被ばく状況における防護措置の判断基準とその根拠について整

理した。第 4 章では、実際に長期被ばく状況が現出したチェルノブイリ事故後のロシア、ウクラ

イナ及びベラルーシの状況と実施された対策等について調査・分析し、得られた知見をまとめた。

第 5 章では、長期被ばく状況における意思決定事例等について調査・分析した。第 6 章はまとめ

であり、第 2 章～第 5 章までの内容に基づいて長期被ばく状況における対応の課題等を示した。

第 7 章はこれらのまとめである。


－1－

2. 国際放射線防護委員会による放射線防護体系の長期被ばくへの適用 2.1. 長期被ばくとはなにか

被ばくは一般に、線源、経路及び被ばくを受ける個人のネットワークとして認識することがで

きる。このネットワークを管理することで線量を低減できる被ばくを“制御可能な被ばく”と呼び、

その線源を“制御可能な線源”と呼ぶ。従来 ICRP は、“制御可能な線源”に対して 3 つの原則（正

当化、最適化、線量限度）を適用し、“規制された線源”として計画的に導入するための防護体系

を示してきた（ICRP, 1991a）。しかし、我々が日常的に被ばくしている全ての線源が計画・意図

して導入されているわけではなく、例えば宇宙から飛来する放射線のように自然に存在する線源

のほか、原子力施設での事故や核実験のように過去の人間活動によって放出された長寿命核種に

よる被ばくが存在しており、これらは意図せず偶発的に発生した“規制されていない線源”による

ものである。このように被ばくは、線源の制御可能性や規制の有無に応じて多様であり（表 2.1）、

ICRP による放射線防護体系はこのうち“制御可能な被ばく”を対象として適用されている。本報告

書で扱う事故後の長期被ばくは、チェルノブイリ事故後の状況のように事故起源の長寿命放射性

核種で汚染された地域に人々が継続して生活している状況での被ばくである。この被ばくは、適

切な防護措置を実施することで線量を低減できる被ばくであり、かつ、偶発的に発生した被ばく

であるので、“制御可能であるが規制されていない線源”による被ばくとして位置付けられる。

従来、長期被ばくによる線量成分の記述には 2 つの線量概念が用いられてきた。一つは、“行

為”（制御可能かつ規制された線源）により個人に追加される追加年線量であり、もう一つは、制

御可能性及び規制の有無に係わらず、特定の状況に置かれた個人が受ける既存及び継続する全年

線量の和を表す現存年線量である（表 2.1）（ICRP, 1999）。従来の放射線防護体系が主に着目して

いたのは、新たに導入される“行為”（制御可能な規制された線源）によって追加年線量として現

存年線量に加えられるか、“介入”によって現存年線量から回避されるか、いずれかの線量変化で

あって、ある状況において既に存在する“制御可能であるが規制されていない線源”による線量成

分には注目していなかった。

被ばくを適切に管理するためには、被ばくの発生及び程度を認識するための線量概念と、対応

のための基準が必要であるが、従来の防護体系には“制御可能であるが規制されていない線源”に

よる被ばくを記述するための線量概念や対応のための基準が防護体系に含まれていない。このた

め、従来の防護体系による長期被ばく状況の管理は、理論上、現存年線量に基づき“あらゆる線源”

によって引き起こされる被ばくの一部として実施されることになる。しかし、こうした防護体系

では“制御できない線源注 1)”と“制御可能な線源”による被ばくを同列に論ずることとなり、また被

ばくの起源が“人工の線源”であるか“自然の線源”であるかに関係なく、全てを混同して防護措置

の導入と解除を判断することになるため、必要な防護措置の形式や規模を誤って判断する場合が

考えられる。本報告書でもチェルノブイリ事故後の事例から考察するように、被ばくをもたらす

線源の起源は防護措置の必要性や実施責任を議論する際に重要な論点であり、健康影響の程度に

注 1) ICRP の Publication 103 では、“制御できない被ばく（uncontrollable exposures）”と“制御に従わない被ばく（exposures that are not amenable to control）”という 2 つの表現を用いているが（ICRP, 2007, 53 項）、本報告書では、これら 2 つの被ばくを区別せずに“制御できない被ばく”と呼ぶ。


－2－

関係なく、線源が人工起源である場合には防護措置の導入を正当化する根拠となる場合がありう

る。“規制されていない線源”による被ばくへ合理的に対応するためには、線源の制御可能性や起

源を考慮し、被ばくによって個人に与えられる線量成分を適切に評価して、その結果に基づき防

護措置の導入を判断するための基準が必要である。

2.2. 長期被ばくを記述する線量の評価方法には状況や目的に応じて 2 つの方法がある。一つは、ある一つの線源に関連付

けて評価する方法であり、これを線源関連評価と呼ぶ。もう一つは、個人が関係する全ての線源

に関連付けて評価する方法であり、これを個人関連評価と呼ぶ（ICRP, 1991a）。長期被ばく状況

における個人線量の全体像を記述する場合には、個人関連評価により現存年線量を評価する。ま

た、ある線源によって追加される個人線量を記述する場合には、線源関連評価により追加年線量

を評価する。Publication 101 では、この評価体系をさらに拡張し、被ばく状況を“通常被ばく状況”、

“現存被ばく状況”及び“緊急時被ばく状況”に分類して、状況に応じて予測評価（prospective）と遡

及評価（retrospective）を実施するように述べている（表 2.2）（ICRP, 2006）。Publication 103（ICRP,

2007）では、これらの被ばく状況と規制の有無を組み込んだ線量評価体系を示すとともに、図 2.1

のような線源関連評価及び個人関連評価を提案して、これらの各カテゴリを線量限度、線量拘束

値及び参考レベルと関連付けることで、Publication 101 の線量評価体系を放射線防護体系へと拡

張している。

“制御可能で規制されている線源”による“計画被ばく(注 2”については、同線源の導入を計画す

る段階で、予測評価の結果と線量拘束値及び線量限度が関連付けられ（ICRP, 2007, 230 項）、“緊

急時被ばく”と“現存被ばく”については、“制御可能であるが規制されていない線源”による被ばく

が発見された後の対応段階で、遡及評価の結果と参考レベルが関連付けられる（ICRP, 2007, 234

項）。ただし、表 2.2 に示したように、“通常被ばく状況”における遡及評価に加え、“緊急時被ば

く状況”及び“現存被ばく状況”における予測評価も目的に応じて実施されるべきである。表 2.3 に

各被ばく状況と、線源の性質、線量評価法、評価される線量概念及び管理・対応のために適用さ

れる基準との関係を示す。

2.3. 長期被ばくへ対応する長期被ばく状況において、個人が高レベルの被ばくを受けている場合には、これを低減するた

めに介入を実施することができる。従来、防護措置の導入には Publication 63（ICRP, 1991b）で提

案された介入レベルが基準とされてきたが、同基準は防護措置の回避線量によって表現されてい

るため介入を実施した後に個人に残される被ばく線量を考慮しておらず、線量を低減すべき目標

を与えていない。Publication 60（ICRP, 1991a）による従来の防護体系では、“規制された線源”に

より個人に追加される線量は管理されているが、“規制されていない線源”による線量に制限はな (注 2 “計画被ばく”と“通常被ばく”は同義であるようにも思われるが、これらは明確に区別して理解すべきである。“通常被ばく”とは、発生が合理的に期待できる被ばくであり、1 か 1 に近い確率で起こることが予想される被ばくのことである(ICRP,1993,2 項)。一方、起こる可能性はあるが、起こることは確かではなく、その発生確率を推定することができるが詳細に予測ができない被ばくのことを“潜在被ばく”という。“計画被ばく”は、“通

常被ばく”と“潜在被ばく”のいずれも含む被ばくのことである(ICRP,2007,6 章 1 節)。


－3－

く、このような被ばく成分が支配的な状況では必ずしも個人の安全を保証できない。例えば、線

量拘束値は“行為”（制御可能で規制された線源）による追加年線量に対して適用される基準であ

り、線量限度はこうした追加年線量の総和に対して適用される基準であるが、これらの基準によ

って“規制されていない線源”による線量成分は管理できない。ICRP はこの点を補足するために、

一般参考レベルを提案している（ICRP, 1999）。一般参考レベルは、現存年線量が高く介入が常に

正当化されるような状況と、現存年線量が低く介入が正当化されないような状況を識別するため

に用いられ、現存年線量に基づく個人関連の評価体系及び防護のアプローチが期待される。しか

し既に述べたように、現存年線量には性質の異なる線量成分が混在していることと、事故から長

時間を経た後の線量レベルに対して個人の活動を制限する対応が必ずしも適切でない可能性があ

るため、一般参考レベルによる介入の実施は必ずしも適切な判断を下すことができない。

Publication 103（ICRP,2007）では、介入レベルと一般参考レベルに加え、評価や制限の対象と

してこれまでの勧告では明示的に扱われてこなかった“制御できるが規制されていない線源”も考

慮して、新しい基準として参考レベルを提案している（図 2.1、表 2.3）。既に述べたように、参

考レベルは主に対応段階での遡及評価の結果と関連付けられる基準であるため、計画段階での予

測評価と関連付けられる線量拘束値とは、実践上の意味あるいは合理的な利用法が異なっている。

例えば、線量拘束値は、ある線源の導入時に引き起こされる個人線量の上限値を与えるものであ

るが、参考レベルは必ずしも上限値としてではなく個人線量を管理するための水準としての役割

を果たす（第 3 章参照）。緊急時や現存被ばく状況における線量は、線源が発見された時点で既に

被ばくが発生している可能性があり、また、事故条件の他に社会的条件（人口分布、社会基盤の

整備状況等）や環境条件（気象条件）に応じても変化するので、必ずしも与えられた線量の基準

を超えないようにすることが容易でない。このため、多様な条件に応じて線量分布を最適化する

ために用いられるのである。逆に言えば、あらゆる条件、あらゆる状況に対して一般的に適用で

きる参考レベルの値はなく、条件や状況に応じて“適切な”値を選択する必要がある。参考レベル

の選択に関する“適切さ”は長期被ばく状況における合理的な対応のあり方における検討課題の一

つであり、本報告書でも、チェルノブイリ事故後の対応の経験を基にこの点について考察する。


－4－

表 2.1 被ばくと線源の分類

線源の例制御可能性規制の有無線量の分類

規制された原子力施設から放出される長寿命核種制御可能規制有

現存年線量に含まれる

追加年線量に含まれる

過去の人間活動や事故による放射性残渣制御可能未規制追加年線量に含まれな

い宇宙線、体内に取り込まれた40K 制御不可能未規制

表 2.2 異なる被ばく状況における線量評価の例（ICRP, 2006, Table 2.1）

被ばく状況評価のタイプ

予測評価遡及評価

通常被ばく状況線量拘束値の遵守を確認過去の行為による公衆の被ばくの評価

緊急時被ばく状況将来に及ぶ長期被ばくの評価過去の被ばく線量評価

現存被ばく状況緊急時対応計画の策定緊急事態後の現実的な影響評価

表 2.3 Publication 103 による各被ばく状況の性質（ICRP, 2007, Table 4 に加筆）

被ばく状況線源評価適用される基準

職業被ばく公衆被ばく医療被ばく

計画被ばく状況規制線源線源関連線量拘束値線量拘束値医療上の参考

レベルd, e

個人関連線量限度線量限度

緊急時被ばく状況未規制線源線源関連

参考レベルa 参考レベル N.A.b

現存被ばく状況 N.A.c 参考レベル N.A.b a 長期的な状況の復旧は計画された職業被ばくの一部として扱われるべきである。 b “Not applicable” c 長期的な復旧作業からの被ばく、あるいは被ばくを伴う地域での長期雇用については、それらが現存被ばく線

源に関するものであっても、計画された職業被ばくとして扱われるべきである。 d 患者に対して。 e 見舞い訪問者、介護人及び研究ボランティアに対してのみ線量拘束値を適用。


－5－

個人関連評価線源関連評価

線量限度線量拘束値及び参考レベル

計画被ばく状況に置かれた全ての規制された線源

全ての被ばく状況に置かれた一つの線源

図 2.1 個人関連評価及び線源関連評価と対応する基準（ICRP, 2007, Fig.3）


－6－

3. 長期的な放射線防護措置とその判断基準

3.1. 放射線防護措置の目的原子力及び放射線緊急事態における防護措置の基本的な目的は、短時間で高線量に達するよう

な厳しい線量率に曝されている個人の確定的影響の防止と、より低い線量率で生ずる確率的影響

を可能な限り低くすることである。また、被ばくが長期にわたって継続する場合には社会活動や

経済活動の常態への復帰も防護措置の目的の一部である（Hedemann, 2002）。本章では、これらの

観点のうち確率的影響の低減を主な目的とする長期的な防護措置の導入について記述する。なお、

本報告書において防護措置と防護対策は区別して用いられる。防護措置とは被ばくを低減するた

めに実施される個々の活動（例えば、移転、除染、飲食物摂取制限のそれぞれ）を意味し、防護

対策とは複数の防護措置を組み合わせて実施されるものを意味している注 3)。

3.2. 長期的な放射線防護措置の種類原子力事故後の時間区分は、事故の発生から放射性物質の放出までの期間、放射性物質の放出

から数日程度の期間、及び数週間後以降の期間に分けられる。長期被ばく状況とはこのうち事故

から数週間以降の期間のことである。この段階での被ばく経路は、主に、地表面沈着核種による

外部被ばく、汚染食物の経口摂取による内部被ばくに加え、地表面から大気中への再浮遊核種の

吸入による内部被ばくも含まれている。これらの被ばく経路に対する防護措置には、個人に対し

て介入することで被ばくを防ぐもの（移転、立入制限）と線源や被ばく経路への措置により被ば

くを防ぐもの（除染、飲食物摂取制限）がある。以下、これらの措置について簡単にまとめる。

（1）移転

移転とは、地表面に沈着した放射性物質による被ばくを回避するために、汚染地域の住民を非

汚染地域へ移動させることである。移転と避難は同様の措置であるが、事故後の導入時期及び退

避期間が異なるので、基本的に両者は異なる防護措置である。避難の場合、住民は宿泊施設や学

校等の公共施設に一時的に数日間滞在するのみであるが、移転の場合、汚染地域への復帰まで数

ヶ月から数年を要する。また、生涯に予想される線量によっては永年的な移転も選択肢の一つと

して考えられる。移転には高い放射線回避効果を期待できるが、個人の日常生活や共同体での活

動が断絶してしまうため社会的・経済的な混乱や心的なストレスを引き起こす可能性もある。

（2）汚染地域の除染

汚染地域の除染は、一般的に浄化作業が終了すれば徐々に活動を再開できるため、地域を長期

間閉鎖する立入制限や移転よりも混乱の少ない措置である。除染の目的は、汚染された土壌から

の被ばくの低減、人や動物への放射性物質の移行の低減、放射性物質の再浮遊や汚染が拡大する

可能性の低減である。特に、特定の社会基盤を利用する人々や汚染地域の作業者に関して比較的

注 3) Publication103 でも、個々の防護措置に関する最適化よりも、これらの防護措置を組み合わせて実施される総合的な対策案の最適化を実施するように述べるなど（ICRP, 2007, 276 項）、措置(action あるいは measure)と対策(strategy)を区別して用いている。


－7－

大きな被ばく低減効果を期待できる。

（3）飲食物摂取制限・農業対策

事故で環境中に放出された放射性物質が飲食物に移行し、これを摂取することで内部被ばくを

もたらす可能性がある。この被ばく経路に対する措置としては、汚染された飲食物の摂取を直接

制限する飲食物摂取制限と、汚染された空気、土壌および飲料水から放射性物質が食物連鎖を通

して移行することを制限する農業対策などがある。飲食物摂取制限は各食品に対する介入レベル

を設けて汚染食品の流通や消費を禁止することで達成できるが、代替食品の供給、加工品や原材

料のモニタリング、汚染食品の処分、食品生産者に対する補償等、費用を要する措置である。放

射性物質の食物連鎖中への移行の制限には、例えば土壌から植物への移行制限に対しては深部耕

作、施肥、客土などの農地の処理が考えられ、また畜産物への移行制限には非汚染飼料の給餌、

特定の放射性核種の固定あるいは排出促進のための薬剤供与などの措置が考えられる。

3.3. 放射線防護対策の計画と実施 3.3.1. 防護対策の計画及び実施に用いられる線量原子力及び放射線緊急事態における個人の被ばく線量は、防護措置を実施しない場合に予測さ

れる被ばく線量（予測線量（projected dose））、防護対策の実施後に個人が受ける被ばく線量（残

存線量（residual dose））及び防護措置によって低減された線量（回避線量（averted dose））として

記述できる。予測線量、残存線量及び回避線量の関係を図 3.1 に示す。

予測線量は、防護対策の検討において最初の入力データとなる線量である。この線量は緊急時

の被ばくレベルと汚染の空間分布及び人口分布の推定に利用でき、支配的な被ばく経路や核種の

検討、対策に必要な人的及び経済的な資源の評価等に利用可能である。残存線量は、対策後の放

射線状況を記述したもので、参考レベルを用いた防護対策や放射線状況の最適化において重要な

役割を果たす線量である（3.3.2 参照）。一方、従来の Publication 63（1991b）に基づく考え方では

回避線量が重要な役割を果たしており、個々の防護措置による回避線量で表される介入レベルが

措置の導入に用いられている。現在、各国は防護措置の導入基準を介入レベルで設定しており、

ICRP Publication 63（ICRP, 1991b）や国際原子力機関（International Atomic Energy Agency: IAEA）

の Safety Series No.109（IAEA, 1994）に準じた値を採用している。しかし、既に述べたように、

回避線量は各防護措置の効果を記述するために便利であるが、個人が受けている被ばく線量や措

置の導入後に残される被ばく成分については記述することができないため、予測線量や残存線量

のような概念と相補的に用いるべき線量である。したがって、個々の防護措置の効果を確認する

ために介入レベルが有効であると同時に、防護対策の実施後の放射線状況に関しては、参考レベ

ルを用いた状況の管理が求められる。

3.3.2. 参考レベルを用いた防護対策の計画と実施参考レベルに基づく防護対策の策定は、計画段階と対応段階に分けて実施される。計画段階で

は予測線量に基づいて防護対策のスケールを特定し、推定される残存線量が参考レベルを下回る

程度となるように対策を策定する（図 3.2）。また、実際に防護対策が実施される対応段階におい


－8－

ては、計画段階に推定された残存線量と、現実に個人が受けている残存線量には差があるものと

予想される。このため、対応段階において実際の残存線量を参考レベルと再度比較し、もし残存

線量が参考レベルを上回るようならば防護対策を見直して追加的な措置の導入が必要となること

も考えられる。また、残存線量が参考レベル以下ならば当該防護対策によって住民が受けること

になる線量分布をより低い領域へとずらす等の詳細な最適化を実施する（図 3.3）。

参考レベルは、被ばく状況に応じて値を設定する必要があり、ICRP Publication 103 では“緊急時

被ばく状況”と“現存被ばく状況”に対して、それぞれ 20mSv/年～100mSv/年と 1mSv/年～20mSv/

年の幅を持ったレベルを示している（ICRP, 2007）。実際の対応では上述の幅を参照しながら、必

要に応じて参考レベルの値を変更して対応や管理を実施する必要がある。例えば、第 4 章におい

て示すように、チェルノブイリ事故後の状況では放射線状況や社会状況に応じて必要な防護措置

の選択肢が異なるため、対策の導入基準は状況に合わせて変化している。

3.3.3. 個々の防護措置に関する介入レベル Publication 103（ICRP, 2007）ではあらゆる経路を通じて個人が受ける残存線量の総和に対して

参考レベルを用いた被ばく状況の管理を強調しているが、一方で、従来の介入レベルも個々の防

護措置の導入に関して最適なレベルを検討する場合には依然有効な基準であると述べている。以

下、国際機関及び諸外国における各防護措置に関する介入レベルの導出方法を示す。

（1）移転

長期的な防護措置の一つである移転の導入基準として、国際機関及び諸外国が採用している介

入レベルを表 3.1 に示す。ICRP は、Publication 63 の中で約 1 Sv という平均回避線量が移転に対

してほとんどいつでも正当とされるレベルとして利用可能であろうと述べている（ICRP, 1991b）。

この考え方の根拠については特に述べていないものの、Publication 60（ICRP, 1991a）による職業

人の線量限度が 5 年で 100mSv であることを考慮すれば、生涯約 1 Sv の回避線量は生涯を 50 年

とした場合の職業人の線量限度に相当し、リスクの観点から移転をほとんど常に正当とするレベ

ルであることは理解できる。しかし、もっと低いレベルでも正当とされる場合もあるだろうし、

非常に重大な事故の場合にはこのレベルよりさらに高くなるかもしれないとして、明確な指針は

示されていない。移転を含む長期の対策を必要とする状況はきわめて多様であり、事故後の状況

を評価できるようになった段階で利用可能な選択肢の中から最良のものを選ぶことが望ましい。

しかし、公衆への情報提供と助言が遅れると不安の原因となるので、事前に指針の要綱を作成し

ておく必要がある。

Publication 63 の付属書では、移転に関する最適化の例として、以下のような単純な費用便益分

析を用いて考察を行っている（ICRP, 1991b）。

移転の正味便益 B は、時間 t の関数として（1）式で示すことができる。

)()()( tXtStB ･･･（1）


－9－

ここで、α：単位集団線量の費用(円/Sv)、ΔS：集団回避線量(人･Sv)、X ：移転の費用(円)である。

X は、X0：1 人あたりの初期費用 (円/人)、a：単位時間あたりの移転継続費 (円/(人･年))、N：移

転人数 (人)を用いて、（2）式で示される。

NtaXtX )()( 0 ･･･（2）

従って、（1）式は（3）式となる。

NtaXtStB )()()( 0 ･･･（3）

0)(tB であれば、移転は正当とされる。最適な移転条件は )(tB が最大になる時であることか

ら、 )(tB を時間 t で微分し、 0B になる条件を求める。

0)()( NatStB ･･･（4）ここで、1 人あたりの回避線量を ΔE とすると、 NtStE /)()( となるので、（4）式より、

aN

tStE )()( ･･･（5）

ICRP は単位時間あたりの移転継続費用 a と単位集団線量の費用 α を表 3.2 のように評価し、移

転が最適とされる線量率の範囲は月あたり 5 ～15 mSv とした（ICRP, 1991b, AnnexC）。ただし、

ICRP は防護措置の導入費用と継続費用を区別して扱うと混乱を招く上に、区別したとしても導出

される介入レベルは大きく異ならないと考えており（ICRP,1991b,14 項）、Publication 63 での議論

は、移転の導入、継続及び解除を区別せずに論じていることに注意すべきである。本報告書でも

チェルノブイリ事故時の判断基準を分析して述べるように（4.3 参照）、移転の解除に用いられる

基準には社会的及び経済的な補償に関する判断も含まれることになるので、(1)式で定式化した正

味便益に基づく費用便益分析だけでは必ずしも適切な基準を決定できない。移転の解除について

は、解除にともない汚染地域に復帰した人々が受ける被ばくの程度や被災者に対する補償や保護

対策等に必要な費用も含めて考察する必要がある。

費用便益分析による介入レベルの考察は、IAEA でも実施されている（IAEA, 1994）。IAEA は、

移転を開始した最初の月に必要な費用として平均 400～900 ドル、単位集団線量の費用 αを 10000

～40000 ドル/Sv として、(3)式を用いた以下のような考察に基づき、最初の月に 10～数 10mSv を

回避できるならば移転は正当化されそうであるとした。

正味便益 B が正ならば移転が正当化されるので、(3)式から正当化の条件は以下のようになる。


－10－

)()(0)( 0taX

NtStB

ここで、1 人あたりの回避線量を ΔE とすると、

($/Sv)～($)～taX

NtStE

4000010000900400)()()( 0

=10～数 10mSv

また、移転の継続についても区別して考察しており、継続期間中の移転費用を平均 200～500

ドル/月とし、(5)式に基づいて回避線量が 5～50 mSv/月の範囲で移転が最適化されると分析して

いる。

)/($400001000($)500002)()(

SvNtStE

～

～

= ～数 10 mSv

移転が正当とされる介入レベルの算出では、1 人あたり一回の移転に必要な費用を 10000～

30000 ドルと仮定し 250mSv～3 Sv の範囲にあるとした。これらの分析を基に Safety Series No.115

（IAEA, 1996）では、移転の導入について 30 mSv/月、解除について 10 mSv/月を最適な介入レベ

ルとしている。また、1～2 年以内にこの介入レベルを下回らない場合には、移住を検討すべきで

あること、生涯線量 1Sv が予想される場合も移住を考慮すべきであると勧告している。

欧州委員会は、移転の導入と復帰に関するガイダンス（EC, 1993）を示し、その中で月あたり

10 mSv の線量率を超える場合には、移転を維持しなければならず、それが数年に及ぶ場合には移

住も考慮しなければならないとしている。また、生涯回避線量が 1 Sv を超える場合は、10 mSv/

月の線量率に至らなくとも移転は正当化されるとしている。

欧州諸国のうち、ドイツでは、連邦環境・自然保護・原子炉安全省（Federal Ministry for the

Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety: BMU）が発行した「原子力施設周辺地域での

災害対応に対する基本勧告」（BMU, 1999）において、一時的な移転の介入レベルとして 30 mSv/

月を、また生涯にわたる移転の介入レベルとして 100mSv/年を示している。一時的な移転に対す

る 30mSv/月は、短半減期核種（例えば、放射性ヨウ素）による被ばく仮定したものであり、これ

らの核種による被ばくは物理的な減衰や環境による洗浄効果によって時間とともに減衰するため、

生涯にわたる移転の 100mSv/年よりも 30mSv/月の方が低い線量レベルであると BMU は述べてい

る。

英国では、放射線防護庁（National Radiological Protection Board: NRPB）、現在の保健保護庁

（Health Protection Agency: HPA）が「事故後の復旧に対する介入」と題する報告書で長期防護対


－11－

策について記述している（NRPB, 1997）。同報告書では、長期防護対策を復旧対策注 4)と呼び、環

境への放射性物質の放出を伴う事故後の長期的な防護戦略を策定するために、必要な資源と導入

による混乱の程度および線量の低減効果の観点から復旧対策を表 3.3 のように 3 つに区分して、

表 3.4 の基準を示した。ICRP、IAEA 及び EC の考え方に基づき、短半減期の放射性核種による

被ばく線量として月あたり 10mSv が移転の必要性を決定するための上限値として適切であると

した。また、あらゆる形態の復旧対策に適用可能な上限値を生涯実効線量 1 Sv であるとしてい

る。

米国では、米国環境保護庁（Environment Protection Agency: EPA）が発行した防護指針（Protective

Action Guides: PAG）マニュアル（EPA, 1992）において、最初の年の地表面沈着からの外部被ば

くと再浮遊物質の吸入による預託実効線量が 2rem（20mSv）以上と予想される場合には、移転が

正当化されるとしている。さらに、PAG マニュアルでは長期的には次年以降はどの 1 年も 0.5rem

（5mSv）を超えないこと、50 年間での積算線量が 5rem（50mSv）を超えないことが目標とされ

ている。PAG マニュアルは 2010 年 2 月現在改訂作業中でありが、改訂版には事故後の復旧に関

する記述も加えられる予定とのことである（DeCair et al., 2007）。

この他、フランスではこれまでのところ長期防護対策の指針が示されていなかったが、現在、

広範な検討が行われているところである（Matouk et al., 2009）。また、オーストラリアでは IAEA

の勧告を適用している（ARPANSA, 2004）。

（2）飲食物摂取制限

ICRP は Publication 63（ICRP, 1991b）の中で、正当化の観点から任意の 1 種類の食料品に対し

て、ほとんどいつでも正当とされる介入レベルとして回避線量 10mSv /年を勧告している。ただ

し、代替食品を容易に得られない場合や住民に混乱をもたらしそうな場合には、10mSv よりはる

かに高い線量レベルでのみ介入が正当化される場合もあるとしている。また、Publication 63 の付

属書では、最適化の例について検討している。ここでは、食料品の単位質量あたりの価格、1 人

あたり単位時間あたりの食料品の消費量、単位摂取量あたりの適切な線量値を用いて、食品中の

放射能濃度の最適な範囲を検討し、単位摂取量あたりの線量値が小さい核種（大部分の β 及び γ

核種）については 1000～10000 Bq/kg、単位摂取量あたりの線量値が大きい核種（α核種）につい

ては 10～100 Bq/kg の範囲を勧告した。

IAEA では、1989 年に国際食品規格委員会が発行した「国際貿易で使用される原子力事故後の

食品中の放射性核種に対する指針レベル」（FAO/WHO, 1991）に示された値を介入レベルとして

用いている（IAEA, 1996）（表 3.5）。これらの値は 3 つの放射性核種グループに関して食品及び

牛乳等に含まれる放射能濃度を算出し、最大許容レベルとして上記委員会に勧告したものである。

最大許容レベルは、線量参考レベル RLD(Sv)、総平均食糧消費量 m（kg）及び各放射性核種に

対する単位経口摂取あたりの線量 d(Sv/Bq)、並びに食糧の消費パターンを仮定して、放射能濃度

として算出している。

注 4) 事故から数週間後以降の期間には復旧期という表現も用いられており（例えば Publication 40（ICRP, 1984））、この期間に実施される防護対策のことを復旧対策と表している。ここでいう復旧対策とは、本報告書における長

期的な防護対策と同意である。


－12－

dmRLDLevel ･･･（6）

なお、(6)式に基づく放射能濃度の評価では、以下に示す仮定を用いている。

1. 事故に対する線量参考レベルを 5mSv と仮定する。これは、ほとんどの放射性核種に対して、

事故後、最初の年に摂取して得られた預託実効線量である。

2. 食糧 550 kg が 1 年間に消費され、それらは全て汚染されている。

3. 対象とする放射性核種（131I、137Cs、134Cs、90Sr、239Pu）に対する線量換算係数は、以下の 3

つに分けて適用する。なお、幼児の食事や牛乳については 10-6 Sv / Bqの代わりに 10-5 Sv / Bq、131I は 10-7 Sv / Bq を割当てる。

（a）239Pu や他のアクチニド：10-6 Sv / Bq

（b）90Sr や他の β放出体：10-7 Sv / Bq

（c）134Cs、137Cs、131I：10-8 Sv / Bq

例として、10-8 Sv / Bq グループの放射性核種に対して上記の仮定を(6)式に適用すると、放射能

濃度は以下のように求められる。介入レベルは、この数値をまるめて表 3.5 に示すように 1000 Bq

/ kg としている。

90910550

1058

3

dmRLDLevel （Bq / kg）

EC では、1987 年に理事会規則（EURATOM）No. 3954/87「原子力事故または放射線緊急事態

の後における食料品や供給品の放射能汚染の最大許容レベル」（EC, 1987）を発行し、飲食物等の

汚染に対する放射能濃度の最大許容レベルを表 3.6 のように示した。飲食物の摂取による内部被

ばくは、この最大許容レベルを適用することで制限される。1 年間に摂取する飲食物のうち、最

大許容レベルで汚染されたものが 10 %あったとすると、摂取による内部被ばく線量は、年齢グル

ープや核種毎に定められた線量換算係数を用いて表 3.7 のように算出される。最大許容レベルを

導入する主な理由は、市場を管理し、事故による影響がなかった国の公衆の信頼を保つためであ

る。それゆえ、この対策の影響を受ける地域は、緊急時対策を実施する地域よりもかなり広い範

囲であり、長年にわたり実施し続ける必要があるとしている。また、英国やドイツでは、原子力

事故における食品と家畜飼料の最大放射能レベルは、EU と同様、理事会規則で示されたものと

同様の値を用いている（NRPB, 1994; BMU, 1999）。

米国では、1982 年に食品医薬品局（Food and Drug Administration: FDA）が、事故で放射能汚染

された食品や飼料に対する勧告を示した（表 3.8）。これは、PAG マニュアル（EPA, 1992）でも

適用されている。その後、本勧告に新たな科学的情報や放射線防護の考え方などを導入し、1998

年に「事故により放射能汚染した食品や飼料：州や地方自治体に対する勧告」を発行した（FDA,

1998）。この中で、防護活動指標として預託実効線量 0.5 rem（5 mSv）または預託等価線量 5 rem

（50 mSv）が示されている。また、これらの防護活動指標を用いて、下記の式により核種グルー

プ毎に誘導介入レベル DIL (Bq/kg) が算出されている。


－13－

DCeFood IntakfPAGDIL ･･･（7）

ここで、f は摂取する食品の汚染割合、Food Intake はある期間に消費する食品の量（kg）、DC は

ICRP Publication 56（ICRP, 1990）で示されている線量係数（mSv/Bq）である。算出の結果、90Sr に

対して 160 Bq / kg、134Cs + 137Cs に対して 1200 Bq / kg などの DIL が示されている。

日本では、原子力事故に伴う飲食物摂取制限指標が原子力安全委員会による「原子力施設等の

防災対策について（以下、防災指針）」（原子力安全委員会, 2007）に示されている。防災指針が発

行された 1980 年当初、飲食物摂取制限指標はヨウ素のみであった。その後、チェルノブイリ事故

での経験に基づき半減期の長いセシウムやストロンチウムに関して、また再処理施設での防災対

策としてプルトニウム及び超ウラン元素の α核種に関する管理の必要性が認識され、1998 年の防

災指針の改定でこれらの指標が示された（表 3.9）。また、1999 年の JCO 事故を受けてウランに

対する指標も示されるようになった。これらの核種は事故時に放出量が多く、飲食物への移行及

び人体への影響が大きいという理由から選定されたものである。

日本の飲食物摂取制限に関する指標は、飲食物に対する誘導介入レベル DIL の算出結果を基に

提案されたものである（須賀 et al., 2000）。DIL は、飲食物カテゴリ k に対する年齢グループ j の

誘導介入濃度（Bq / kg または Bq / L）で示され、以下の式に基づいて算出される。

iiiiijjk

jk TfSWFGILDDIL

/)exp(1/

･･･（8）

ここで、

ILD ：介入線量レベル（mSv） G ：DIL低減倍数 F ：（年平均濃度）/（ピーク濃度） Wjk ：年齢jの飲食物 k の摂取量（kg/dあるいは1/d ） Sij ：放射性核種 i を 1 Bq 摂取した時の年齢グループ j の預託線量（mSv / Bq） fi ：代表核種に対する核種 i の放射能の混合割合 λi ：核種 i の壊変定数（1 / d） T ：飲食物の摂取期間（d）

である。

日本の食物摂取制限レベルの特徴として、穀類や肉・卵・魚など食品の種類に応じて半減期の

短いヨウ素を対象としていないこと、制限の対象となる放射性核種が多いこと、多くのパラメー

タ（例えば、G、F、fi など）を用いて詳細な検討が行われている点を挙げることができる。しか

しながら、これらの前提条件およびパラメータの独自性については、介入レベルの国際的な調和

の観点から、その必要性について検討する必要があると考えられる。


－14－

また、措置を導入する理由の一つとして、市場を管理することによって被ばくの拡大を防ぐとと

もに、事故による影響のない国における公衆の信頼を保つことが考えられる。従って、飲食物摂

取制限レベルを国際的に調和させるため、制限レベルの算出方法や対象とする核種等の見直しを

検討することも必要と考えられる。


－15－

表 3.1 移転に関する判断基準（表中の線量は、断りのない限り回避線量）

国名対策の種類

一時的な移転生涯にわたる移転

ICRP （ICRP, 1991b）

>1Sv：つねに正当とされる 5-15 mSv/月：最適な範囲

IAEA （IAEA, 1996）

>30 mSv/月：正当とされる 1 Sv：生涯予測線量

EU （EC, 1993） >10 mSv/月：正当とされる >1 Sv：生涯回避線量

英国（NRPB, 1997） >10 mSv/月：正当とされる >1 Sv：生涯回避線量

ドイツ（BMU, 1999） >30 mSv/月：外部実効線量 >100 mSv / 年：外部実効線量*

米国（EPA, 1992）

2 rem（20mSv）/ 年：1 年目（予測線量）

オーストラリア（ARPANSA, 2004）

>30 mSv / 月：最初の月 >10 mSv /月：以後 >1 Sv：生涯予測線量

*地表面に沈着した長半減期核種からの被ばくを仮定

表 3.2 いろいろな国における移転継続費と単位集団線量の費用（ICRP, 1991b）

国の種類 a

（人・月あたり US$）

α （man Sv あたり US$）

a/α （月あたり mSv）

富裕な開発国 500 100000 5

開発国 200 20000 10

開発途上国 40 3000 15（まるめた数字）

表 3.3 NRPB の復旧対策区分（NRPB, 1997, Table 1）

区分内容考えられる例

A

中程度の線量低減効果比較的小さな混乱/資源迅速に実施でき、約 1 ヶ月で完了

広範囲の草地の耕作避難や短期移転の拡大（短寿命核種）吸引清掃/路道への散水草地の裁断

B

大きな線量低減効果比較的大きな混乱/資源長期で影響が継続

芝生や土壌の除去/入れ替え全ての土壌/草地の二重掘削道路計画長期移転または生涯にわたる移転

C*

線量低減効果が小さい、または、中程度の線量低減効果

大きな混乱/資源

建物への散水壁の研磨屋根の交換屋内表面の清掃

*これらの対策は放射線防護の観点だけからは正当とされないかもしれないが、安心をもたらすといった他の理由から復旧戦略として含まれる。


－16－

表 3.4 復旧対策に関する助言（NRPB, 1997, Table 2）

状況対策

正当化される正当化されそうにない

敷地外の汚染区分 A 区分 B、区分 C(1)

線量＞10 mSv/月区分 A、区分 B(2) 区分 C(3)

生涯線量＞1 Sv 全ての区分なし (1) 他の対策を追加することで正当とされるかもしれない。 (2) 線量の回避を増大させることで資源や混乱の増大を相殺する必要がある。一般的に、移転は約 10 mSv/y

では正当とされない。 (3) 他の対策を追加するか、または区分 B が実用的でない場合に正当とされるかもしれない。

表 3.5 IAEA の飲食物摂取制限レベル（IAEA, 1996, Table V-1）

核種食料品

（kBq / kg）

牛乳、乳児食、飲料水

（kBq / kg） 134Cs, 137Cs, 103Ru, 106Ru, 89Sr 1 1

131I 1 0.1 90Sr 0.1 0.1

241Am, 238Pu, 239Pu 0.01 0.001

表 3.6 EU の飲食物摂取制限レベル（EC, 1987）

核種グループ最大許容レベル（Bq / kg）

乳児食乳製品その他の食品飲料水

ストロンチウム同位体，主に 90Sr 75 125 750 125

ヨウ素同位体，主に 131I 150 500 2,000 500

プルトニウムや超プルトニウム等の

α放出核種，主に 239Pu, 241Am 1 20 80 20

半減期 10日以上のその他核種，主に 134Cs, 137Cs

400 1,000 1,250 1,000


－17－

表 3.7 食物摂取による年間被ばく線量

核種

年間被ばく線量（mSv）

乳児食乳製品その他の食品飲料水

幼児（

回避年線量

時間

線量

予測年線量

残存年線量

1年間図 3.1 放射線防護措置を導入した際の各線量の関係

選択肢A

選択肢B

選択肢C

参考レベル

残存年線量（mS/年）

Bを選択

選択肢Cを選んだ場合に個人に残される線量の分布

図 3.2 計画段階における参考レベルの適用


－19－

事前に計画された防護対策を実施した場合の、現実的な線量分布

最適化を実施（追加的な防護措置の導入）

被ばく状況に適した防護措置の選択肢に応じて参考レベルを変更

追加措置実施後の線量分布

参考レベル1

残存年線量（mS/年）

時間

事故後の状況1 事故後の状況2

参考レベル2

図 3.3 対応段階における参考レベルを用いた最適化過程


－20－

4. チェルノブイリ事故後の長期被ばく状況と防護措置の実施

4.1. チェルノブイリ事故後に実施された防護措置チェルノブイリ事故後に、ソビエト連邦（USSR）あるいは USSR 解体後のベラルーシ、ロシア

及びウクライナの汚染地域で実施された防護措置、又は防護措置の導入の決定に用いられた指標

及び基準について、IAEA の報告書（IAEA, 2001）を参考にして以下に示す。事故後に実施され

た防護措置を表 4.1 に示す（IAEA, 2001）。また、事故後の短期間に実施された屋内退避およびヨ

ウ素剤投与を除き、表 4.1 に示した対策が実施された日時を表 4.2 に示す。これら対策の実施に

は、決定主体や準拠する指針等の差異に応じて、以下 5 種類の決定形式が存在する。

Standards（S）：USSR 保健省による標準的な決定

Administrative Decisions（AD）：政府あるいは他の自治体など管理者による決定

Departure Directions and instructions（DD）：省庁による命令や指針に準拠した決定

Conceptual Standpoint（C）：概念的見地に準拠した決定

Decision of Legislative Bodies（L）：立法機関による決定

また、決定に用いられた指標は、以下のように大別することができる。

Limits on the Environmental Radiation Parameters（LERPs）：環境放射線に関する限度

Annual Additional Dose Limits（AADLs）：事故の影響による追加的な年間被ばく線量

Temporary Permissible Levels of Radionuclide Concentration in foodstuffs（TPLs）：食品中に含

まれる放射性物質の一時的な許容レベル

Temporary Surface Contamination Limits（TSCLs）：表面汚染の一時的な限度レベル

これら決定形式及び基準についても併せて表 4.2 に掲載した。

4.2. チェルノブイリ事故後の対応に用いられた基準チェルノブイリ事故時の防護措置の実施には、実効年線量、生涯線量、食物中の特定核種濃度

あるいは土壌表面の 137Cs 濃度など、防護の対象と目的、被ばく経路や核種に応じて多様な指標

が用いられている。これらの基準は、表 4.3 に示すように事故後の経過時間とともに値が改訂さ

れ変化している。以下、ロシア、ベラルーシおよびウクライナにおける各指標の変遷を整理し、

また、現在各国で採用されている基準について記述する。

4.2.1. 防護措置の導入に関する基準（1）事故発生当時の基準

チェルノブイリ事故発生当時に採用されていた防護措置の導入に関する基準は、1983 年に

USSR 保健省が承認した基準注 4)である（Konstantinov, 1992）。同基準を表 4.4 に示す。事故発生直

後には安定ヨウ素剤の配布とプリピャチ住民を含むチェルノブイリ発電所から 30 km 以内注 5)の

住民の移転が実施されたが、これらの措置は同基準に従って実施されたものである。同基準では、

被ばく線量がレベル B 以上の場合には移転等が実施され、レベル A 未満の場合に措置は導入され注 4) Criteria for urgent decision making in the event of an accidental radioactive release into the environment 注 5) 同地域は強制避難ゾーン（exclusion Zone）と呼ばれ、無人の地域となっている。


－21－

ない。また、レベル A 以上レベル B 未満の場合、現実的な状況と地域条件に基づき最適な防護措

置を導入する。

（2）実効年線量による基準

表 4.5 に、USSR で採用された防護措置の導入に関する線量レベルの変遷を示す。1986 年には

2 度の移転（4 月及び 8 月）が 100mSv/年に基づいて行われ、1987 年及び 1988 年にも移転を除く

様々な措置が 25mSv/年に基づいて行われている（表 4.2）。その後、1991 年に 1mSv/年と 5mSv/

年を用いた基準が採択された（Concept-91）。この基準では 5mSv/年以上ならば放射線防護措置が

必要であり注 6)、1mSv/年以下であれば措置を実施しなくても良いと判断され、被ばくレベルが

1mSv/年を上回り 5mSv/年以下の場合には、住民の自発的な移転が認められる注 7)。なお、これら

の基準は、チェルノブイリ事故起源の放射性物質による被ばくに対して適用された点に注意が必

要である（Hedenmann et al., 1996）。USSR は 1991 年に崩壊したが、Concept-91 は、ロシア、ウク

ライナ及びベラルーシで引き続き採用され、ロシアでは 1993 年、ベラルーシでは 1995 年、また

ウクライナでは 1997 年に改訂されるまで使用され続けた。以下、各国による判断基準の改訂過程

について述べる。

ロシアでは、1993 年（Concept-93）と 1995 年（Concept-95）に放射線防護の指針が改訂され、

1996 年には、放射線安全に関する標準（Radiation Safety Standard：RSS96）が採用された。Concept-93

の主な目的は、汚染地域における活動の規制・制限である。また、Concept-93 では日常生活及び

経済活動に影響する防護措置の導入を判断するために、居住区域を汚染地域と非汚染地域に区分

している。区分の基準は線量 1mSv/年であり、表 4.6 に示すように 1mSv/年を上回る汚染地域では局所的な防護措置の導入やモニタリングが実施される。Concept-93 において放射線レベルが最

も高い住民に対して導入される措置は移転であり、特に 50mSv/年を上回る被ばくを受けている住

民には強制的な移転が実施される（Hedemann et al., 1994）。一方、1995 年に採択された Concept-95

では、人工線源（核実験による降灰物、原子力および放射線事故により放出された放射性物質等）

によって年平均 20 mSv を上回るレベルで汚染されている土地は存在しないとの仮定を採用して

おり、20mSv/年を上回る被ばくカテゴリは設定されていない（表 4.6）（Hedemann et al., 1996）。

このため Concept-95 には強制移転の選択肢が含まれておらず、5mSv/年を上回り 20mSv/年以下の

住民に対して自主的な移転が実施されるのみである注 8)。現在、ロシアでは 1996 年に改訂された

RSS-96 を採用している。同基準については、ベラルーシおよびウクライナにおいて現在採用され

ている基準とともに本節(4)において述べる。

ベラルーシでは、1991 年の USSR 崩壊後、2 つの法令“チェルノブイリ原発事故被災者に対する

社会的保護について”及び“チェルノブイリ原発事故による放射能汚染地域の法的扱い”を根拠と

して放射線防護措置の導入が決定された。居住地域は実効年線量と土壌の汚染濃度によって汚染

区分が定義され、汚染レベルに応じて社会的・経済的な特典と補償が支給される（4.2.2 参照）注 6) 同基準は 1992 年に改訂され、5mSv/年以上の被ばくを受けている住民は強制的な移転の対象とされた。注 7) 判断基準の上限値及び下限値という考え方については、ICRP Publication 40（ICRP, 1984）において提案されている。注 8) ここでの自主的な移転とは、モニタリングの結果に基づき予想される健康影響を住民に説明した上で、住民の判断によって実施される移転のことである。


－22－

（Ternov, 2000）。1995 年には、科学的な根拠に基づき、正当化された範囲で防護措置を実施する

ために“チェルノブイリ原発事故による放射能汚染地域のベラルーシ国民に関する復旧期におけ

る防護措置の考え方”が作成された。同指針では実効年線量を指標として 1mSv/年を上回る地域を

汚染地域に区分し、線量レベルに応じて防護措置を導入する。1mSv/年未満となる非汚染地域で

は一般的に防護措置は実施されないが、継続してモニタリングを実施しており、この結果に応じ

て局所的な防護措置が導入される場合もある。同指針の被ばくレベルを表 4.7 示す。なお、ベラ

ルーシにおいてこれら基準が適用される線量は、チェルノブイリ事故によって生じた被ばく線量

のみである（Hedenmann et al., 1996）。

ウクライナでは、1991 年から 1997 年まで Concept-91 が用いられ、1997 年には、チェルノブイ

リ事故によって汚染された地域に生活する人々を保護するための基本的な方針（Concept-97）が

採用された。なお、1994 年以降は 0.5mSv/年も判断基準として取り入れられ被ばくレベルの分類

に用いられている。Concept-97 において基準となる実効年線量と対応の内容を表 4.8 に示す。

Concept-97 では、実効年線量が 1 mSv/年未満の地域が非汚染地域として定義され、日常生活や経

済活動を断絶させるような防護措置は実施されない。ただし、実効年線量が 0.5mSv/年を上回る

非汚染地域ではモニタリングが実施されており、状況によっては局所的な措置が導入される場合

もある。一方、これを下回る地域では何らの措置も実施されない。また、線量が 5mSv/年以上と

なる場合には、自発的な移転が可能である。

（3）食物中の放射性核種濃度

USSR で用いられた食品中に含まれる放射性物質の一時許容レベル（Temporary Permission

Levels: TPL）を表 4.9 に示す。経口摂取による被ばく経路では、放射性核種の半減期に応じて事

故後の各時期に食品中に蓄積されている核種が異なるため、時期に応じて異なる核種が TPL とし

て用いられている。最も半減期の短い 131I（8.1 日）が事故後の早期に TPL として用いられ、ヨウ

素による被ばく期間の終了後は、食料品の汚染レベルとして放射性セシウム（134Cs (2.0 年)、137Cs

(30.17 年)）とストロンチウム（90Sr (28.8 年)）の濃度が TPL として示されている。1 年後の 1987

年には半減期の長い放射性セシウム（134Cs、137Cs）が TPL として採用されている。なお、1986

年 5 月 30 日に採用された食品中に含まれる放射性物質の一時的許容レベルは、1986 年に設定さ

れた年間の被ばく線量限度 100mSv のうち、50mSv ずつが外部被ばくと内部被ばくに割当てられ

ると仮定して導かれた値とのことである（Konsitantinov, 1992）。

USSR 崩壊後、ロシアでは 1993 年に放射線に汚染された食品に関する新しい基準（TPL-93）が

採用された（表 4.10）。TPL-93 の特徴は、食品の分類が非常に単純化されている点にあり、牛乳･

乳製品と穀類など一部の食品と乳児食に対して 134, 137Cs 濃度と 90Sr 濃度による TPL を設定してい

る。これらに含まれない食品については一括してその他の食品に分類して TPL が設定されている。

また、ベラルーシでは、1990 年から 1992 年にかけて“食品及び飲料水に含まれる放射性核種に関

する調査”を行い、内部被ばくが 1.7mSv を上回らないことを目標として TPL（TPL-92）が採用さ

れた（表 4.11）（IAEA, 2001）。

現在、ロシア、ベラルーシ及びウクライナで採用されている放射性セシウム核種に関する対策

レベルを表 4.12 に示す。各国で現在使用されている汚染食品に関する対策レベルは 1997 年～


－23－

2001 年に採用されたものであり、いずれの基準も国際基準及び EU 基準よりも厳しい値を要求す

るレベルとなっている。

（4）�

原子力緊急事態時の長期被ばく状況における 放射線...

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