放射線取扱主任者試験は、合格率が20％から30％ということが多く、
比較的難しい試験です。
ですが、しっかり繰り返し過去問をやりさえすれば、
十分合格できる試験です。
私は、過去問の選択肢を見ると記憶があいまいになるため、
視覚的に覚えられるように自分のためにこのサイトを作りました。
もしよかったらご参考にしてみてください。
試験を受けてからだいぶ時間が経っているため、
外れているところもあるかもしれませんが、ご了承ください。
放射線取扱主任者試験実務1
1.管理測定2018問1 次の1、2の文章の□の部分に入る最も適切な語句、記5又は数値を、それぞれの解答群＞ から1つだけ選べ。
1.中性子線は（ A 電荷を持たない）放射線で、物質中の（B 原子核 ）と核反応を起こし、電離作用を持つ（C 荷電粒子 ）を生成することができる。 物質中で核反応を引き起こす確率のことを（D 核反応断面積 ）と呼び、 b （バーン）という特別な単位がよく用いられる。なお、 SI 単位とは1 b = （ア 1×10＾-28 m2 ） の関係にある。この（D 核反応断面積 ）は、 中性子遮蔽計算、中性子測定器の応答解析等に必要な基礎データであり、様々な核反応について実験値理論計算値等を用いて、ENDF B- 7やJENDL- 4.0等の評価 済み核データライブラリが整備されている。
（E 発熱反応 ）である 3He(n,p)3H 反応や （F 10B（n,α）7Li ）反応の（D 核反応断面積 ）は、エネルギーが低い熱中性子に対して大きくなる。 このため、中性子線の計測では 熱中性子による3He(n,p)3H 反応や（F 10B（n,α）7Li ）反応で生成された（C 荷電粒子 ）による検出器内での電離作用を利用する方法がよく用いられる。 これらの核反応を用いてエネルギーが高い中性子を感度よく測定するためには、（ G 減速材）を用いて熱化させる必要がある。 （G 減速材 ）としては、（H 水素 ）の原子核との（I 弾性散乱 ）を利用して 最も 効率よく中性子を熱化させるために、 ポリエチレンなどの（H 水素 ）が多く含まれる物質がよく利用される。
2.中性子線が存在する放射線管理の現場では、 BF 3比例計数管やうち3He 比例計数管等の中性子検出器の周りをポリエチレンやパラフィン等で覆った中性子線量当量（率）計が用いられる。この線量当量（率）計は、広いエネルギー範囲において中性子の周辺線量当量に対する測定器のレスポンスが一定に近づくように構造が工夫されており、 中性子のエネルギースペクトルによらず 周辺線量当量率を直読できるという大きな特徴を有している。 この中性子線量当量（率）計に対して、出力される 計数と周辺線量当量を関連付けるために、点状線源とみなせる252 Cf 中性子線源を用いて校正を行った。校正日における線源からの中性子放出率を4.0×10＾6 S -1 、線源からの中性子線量当量（率）計の実効中心までの距離を75 ㎝ とすると、 実効中心での一秒あたりの中性子フルエンス率は（イ 5．7×10＾1 ） ㎝ -2・ S -1となる。252Cf線源から放出される中性子の中性子フルエンスを周辺線量当量 に換算するための計数を385 pSv・ ㎝ 2とすると、 実効中心での1時間あたり の周辺線量当量率は（ウ 7．8×10＾1 ）μSv・h-1となる。
252 線源を設置する前に中性子線量当量（率）計で得られる計数は 、1時間で576カウントであった。この時のバックグラウンド計数率は （エ 1．6×10＾-1 ） S -1となり、 その標準偏差は（オ 6．7×10＾−3 ） S -1となる。 次に、252Cf線源を設置して測定したところ、1分間で2601カウントが得られた。 この時のバックグラウンドを差し引いた正味の計数率は、（カ 4．0×10＾0 ）s-1となり、 その標準偏差は（ キ 8．5×10＾-1） S -1となる。この結果から、中性子線量当量（率）計で得られる計数を 周辺線量当量 に換算するための1カウントあたりの換算計数は （ク 5．0×10＾−4 ） μSvとなり、その標準偏差は（ケ 1．0×10＾−5 ）μSvとなる。
〔解答〕 1 A−4 電荷を持たない B−8 原子核 C−1荷電粒子 D−9核反応断面積 ア−8 1×10＾-28 m2 E−8 発熱反応 F−6 10B（n,α）7Li G−15減速材 H−10水素 I-1弾性散乱
放射線取扱主任者試験実務2
- 管理測定2018問2 次の1から3の文章の□の部分に入る最も適切な語句、記5又は数値を、それぞれの解答群＞ から1つだけ選べ。なお、解答群の選択肢は必要に応じて2回以上使ってもよい。
1.Ge 検出器を用いた放射能測定に際しては、観測されるγ線スペクトルは、ピーク部分とその下に横たわる連続部分とからなる。 ピーク部分における計数（ピーク計数）を求める手法には、1ピーク部分の形として（ Aガウス ）分布を、連続部分の形として多項式を想定して、最小2乗法によって未知パラメータを決定し、これから面積を求める（B 関数フィッティング ）法や 2 ピーク領域の両裾を直線で結び、連続部分を台形分布で近似近似して求め、 これをピーク領域の全計数から差し引く簡便な方法（これを故ベル法という）などがある。ピーク領域の目安は、ピーク チャネル の左右にそれぞれ1.5×（ピークの（C 半値全幅 ）） よりやや広めの領域をとる。 実際は、左右の裾の計数として、ピーク領域の左右の外側にそれぞれ数チャネルの計数値の平均値を取り、それぞれの裾の計数値とすることが多い。
2.単一γ線放出核種の場合は、ピーク計数率 np と 放射能Aとの関係は
A = 1
となる。ここで、ε P はピーク効率、Γは 1壊変あたりの着目したγ線の放出割合である。しかし、複数のγ線（特性 X 線、 陽電子消滅線を含む）が同時に放出される場合には、 着目するγ線が全吸収を起こしても、 これと同時に放出された他のγ線が検出器に同時に入射して信号電荷量が加算され、 パルス波高 チャネル位置は本来のピーク位置よりも高いチャンネルに移動し、 その分だけピーク計数率が減少することがある。これを （D サム効果 ）といい、この効果の影響を補正しなければならない。この場合 補正前のみかけの ピーク計数率 と放射能 A との関係は
A= 2 ε P = 2’
となる。 ここで、f は（D サム効果 ）によってピーク計数率が減少する割合である。 多くのγ線を放出する複雑な壊変をする核種について、この項を正確に求めることは容易では ないが、 例えば、図1の壊変図に示すように 核種 X が分岐比 A 及び B で核種 Y に壊変し 2つのγ線γAとγBとが （ Eカスケード ）に放出される簡単な場合について考えよう。 ここで、γ線γ A、 γ B について、 それぞれの全効率をεγA、εγ B、 それぞれのピーク効率を ε PA、 ε PB とすると、 γ線γ A のピークに着目した場合 f＝ （ア （1 −εTB） ） となり、 同様にγ線γ B に着目した場合 f＝ （ イ（1 −εTA） ）となる。なお、 γ線γAとγ線γBとがともに全吸収を起こした場合には、 それぞれのγ線のエネルギーの和に相当する位置にピークが観測される。 このピークを（ F サムピーク）と呼び、（E カスケード ）γ線による（F サムピーク ）の生成効率は、（ウ （1 −εTA） ）となる。
特に、線源・検出器間距離が近接している場合 やウェル形の Ge 検出器を用いる場合 には、 （G 全効率 ）は高くなり、 f＝ の値は1からかなり小さくなり、（Dサム効果）に対する補正はそれだけ大きくなる。一方、線源・検出器間距離が離れている場合、 （G 全効率 ）は低くなりその結果（D サム効果 ）は小さくなるが、 （H ピーク効率 ）も低くなってしまうので、微弱な放射能測定には適さない。
3.被測定線源と同じ核種の標準 線源（放射能As）があれば、被測定線源と標準線源とで同じ 条件でそれぞれ測定を行って、それぞれのピーク計数率の比に As を乗ずることにより、 被測定線源の放射能 Ax を簡単に求めることができる。
被測定線源と同じ核種の標準線源で得られない時は、 1式または2式により 放射能を決定する。そのためには、放射能が既知でいくつかのγ線エネルギーの異なる標準線源を用いて、 定めた条件（検出器・線源間距離、線源状態など）におけるピーク効率 εpをγ線エネルギーの関数として 予め 決定しておく必要がある。この際、標準線源として、単一γ線放出核種で、放出強度が十分に評価されている核種を用いるのが最適である。このような線源の核種として、例えば（ エ 54Mn）（γ線エネルギー：835keV 、γ線放出率：100%）、 85 Sr（ 514keV、 95.7keV）、 （オ 137Cs ）（ 662keV、 85.1％） などがある。 また、複数のγ線を放出しても、壊変形式が単純な（カ 60Co ）（ 1173keV、 99.9%及び1333keV、 100%）や （キ 88Y ）（ 898keV、 93.7%および1836keV、 99.2%）のような場合 には、2の2’式の f項の適切な 評価により、効率曲線の決定を用いることができる。線源・検出器間距離が大きい場合 には、152Eu のように複雑な壊変をして広いエネルギー範囲の 多数本のγ線を放出する核種を用いても、f項は1に近づき、 この種の標準線源一個のみで広いエネルギー範囲に渡ってピーク効率曲線を策定することができる場合 もある。
なお、ピーク効率を図示する場合、 エネルギー幅を（I 対数 ）スケール、ピーク効率軸を（J 対数 ）スケールで表示すると、 エネルギーが200keV から3 MeV の領域にわたってほぼ直線となるので、データの内挿や解析がしやすくなる。
なお、計数率が極端に高い場合 には、たとえ単一γ線放出核種の場合 であっても、二つのパルスが時間的に近接して到来すると 、二つのパルスが（ Kパイルアップ ）して、本来のピーク領域に入るべきパルスがピーク領域から流出し、 見かけのピーク効率が減少することがある。これを（L ランダムサム効果 ）とも言うが、 これは2で述べた結果とは発生原因が異なり、2で述べた対応は適用できない。 テストパルサーを用いた方法なのでその程度は評価、補正はできるが、 （K パイルアップ ）を軽減するには、全体の計数率を抑制することが基本である。 また、増幅器の（M ポールゼロキャンセル ）回路を適切に調節して、パルスのオーバーシュートやアンダーシュートを 最小とすることも大切である。
〔解答〕
1 A−2 ガウス B−4関数フィッティング C−6 半値全幅
放射線取扱主任者試験実務3
3.管理測定2018問3 次の1から3の文章の□の部分に入る最も適切な語句、記5又は数値を、それぞれの解答群＞ から1つだけ選べ。
１． 51 Cr（ 半減期28日）を用いて Crのトレーサ実験を行うために、 電子線形加速器（電子の直線加速装置）により 最大エネルギー30 MeV の （A 制動放射線 ）を Crの 標的 （ Cr粉末をアルミ箔に包んだもの）に 照射し、 52 Cr（ γ,n) 反応により、51 Crを製造する。（A 制動放射線 ）は、 加速した電子をコンバーターと呼ばれるタングステン板 または白金板に照射して 得ることが多いが、 発生する（ A 制動放射線）の全強度はコンバーターの原子番号に（B 比例する）。
この加速器を使用する室の人が通常出入りする出入り口には、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に基づき、 使用中である旨を自動的に表示する装置と、使用中にその室に人がみだりに入ることを防止する（C インターロック ）が設けられている。 加速器の運転中に、室内では （ A 制動放射線）による光核反応で放射性核種が生成する。空気中では、 酸素から（ D 15O） 、窒素から13 N が生成する。 また、 発生した二次中性子により空気中のアルゴンから（E 41Ar ）が生成する。加速器の運転を停止して室内に入る際には、室内の空間線量率が基準以下にまで下がっていることを確認する。ターゲット周辺は非常に高い線量率となっているので、入室にあたっては、感度は低いが数え落としの問題がなく、10ｍSv・h-1 程度でも測定可能な （ F 電離箱サーベイメータ）を携行して測定値を確認しつつ入室し、 不用意な被曝をしないように作業する。
２．52 Cr(γ,n) 反応により 製造した50 MBqの 51 Crを用いてトレーサ実験を行う。 51 Crは100%の割合でEC壊変し、 320keV の γ線（放出率10%） とバナジウムの（G 特性X線 ）を放出する。放射線発生装置を取り扱う際は、主として外部被曝を考慮すれば良いが、 製造した非密封の放射性核種を取り扱う場合 には、 外部被曝とともに内部被曝も考慮する必要がある。
外部被ばくを低減するための三原則は、距離による防護、遮蔽による防護、ならびに、時間による防護である。 点線源による線量率は線源からの距離の（ H 2乗に反比例）するので、 照射した Cr標的はピンセットやトングを用いて取扱い、指の局所被ばくを低減させる。 50MBqの51 Crを遮蔽をせずに4時間取り扱う時、 51 Crの実効線量率定数を、 0.046μSv・m2・MBq-1・h-1とすると、 50 ㎝ 離れた位置では （ア 3.7 ）μSvの被ばくとなる。51 Crを鉛で遮蔽する場合、 320keV のγ線の全質量減弱計数は 0.38 ㎝ 2・g -1、 鉛の密度は11 g・㎝ -3 であるので、320keV のγ線に対する半価層の厚さは、 （イ 0.17） ㎝ である。 したがって、（ウ 1.2 ） ㎝ の 厚さの鉛を用いれば51 Crからの γ線は 1/128に 減衰する計算となる。実際にはビルドアップにより約1/100に減衰する。線量は線量率と時間の積であるので、 短時間で取り扱えば、被ばく線量は小さくなる。 そのためには適切な計画と十分な準備が必要である。
ICRP Publ.5 における修正計数によると、非密封 RI の 取扱操作の危険度は、貯蔵＜ （I 普通の化学操作＜粉末の取扱い ≒揮発性化合物の取扱い＜乾式で粉末発生 ）の順で増す。 この危険度を考慮し、外部被曝と内部被曝、 並びに汚染の防止対策を含む 実験計画を立てた。 外気と遮断された構造であるグローブボックスの中で、 照射した標的を開封し、 Cr粉末を 酸に加熱溶解する。 次に、この溶液を、ポリエチレンろ紙で内面を養生した空気の流速が 適正に 制御されたフード（ドラフト）で、 ポリエチレンろ紙を内面に敷いたバットの中で取り扱う。溶液から一定量を分取して、一連の化学操作を行い、化学的挙動を追う。 溶液の分取には、内部被曝を 防ぐために 、（J 安全ピペッタ ）を 用いて全量ピペットを操作するか、マイクロピペットを使用する。これらの操作は、鉛遮蔽体の後ろから行う。 化学操作の各段階での溶液をγ線測定する。この測定には、自動試料交換機能の付いた井戸型の検出器を利用する。
照射していない Cr粉末を用いた（K コールドラン ）により 実験手順を確認し、予め、化学操作に習熟しておく。
３． トレーサー実験終了後、使用した箇所の表面汚染の有無をサーベイメータを用いて検査する。
51 Crを用いたトレーサー実験が終わった後 、（L NaI（Tl）シンチレーション ）式サーベイメータを用いて検査したところ、フード内の一部に面状の汚染が認められたので、 間接法により表面汚染密度を測定した。スミアろ紙ををトレーサ実験で使った 検出器で測定すると、 2800 cpm であった。 バックグラウンドを400 cpm、 計数効率を40%、拭き取り面積を100 ㎝ 2、 拭き取り効率を0.5とし、 51 Crのγ線の放出率（10%）を考慮すると 、この汚染の表面汚染密度は （エ 20 ） Bq・ ㎝ -2 と見積もられた。ふき残った51Cr は湿式除染した。
一般に、直接法による検査は、固着性汚染と遊離性汚染の両者に有効である。 しかし、 空間線量率が高い場所や、汚染核種が3 H の場合 は汚染を見逃してしまうことがある ので注意が必要である。
〔解答〕
１ A−1 制動放射線 B−5 比例する C−9 インターロック D−5 15O E−11 41Ar F−6 電離箱サーベイメータ
放射線取扱主任者試験実務4
4.管理測定2018問4 次の1、2の文章の□の部分に入る最も適切な語句、記5又は数値を、それぞれの解答群＞ から1つだけ選べ。なお、解答群の選択肢は必要に応じて2回以上使ってもよい。
１．長期間、容器に入れて冷凍保管されてきた有機物試料の中に、 3 H と14 C が含まれていることが記録されている。この容器内の試料の状態を確認することにした。このような作業では、汚染や内部被曝に注意する必要があり、 容器をフードの中で開封した。試料の放射能を測定するため、一部を取り出し測定試料とした。
この2核種はβ-壊変核種であり、 測定には液体シンチレーションカウンタが適している。 3Hと14 C のβ-線の最大エネルギーはそれぞれ（ A 18.6）keV （B 157 ）keV とお互いに離れているので、波高弁別が可能で同時定量できる。
分取した測定試料そのものを、有機溶剤で溶解させることができれば、その 溶液にシンチレーションカクテルを加えて、直接測定する。 液体シンチレーション測定では、 クエンチング効果を考慮すべき場合がある。 クエンチング効果には、共存する化合物によって発光が抑えられる （ C化学クエンチング）と、 試料溶液が着色しているためにシンチレータ光が吸収される （D 色クエンチング ）が知られている。 後者は、 （E 赤や黄 ）色に着色した溶液で 強い。また、 試料溶液とシンチレータが化学反応を起こし、 （F ケミルミネセンス ）が発生し、過大評価となることがある。この効果は、一定時間経過すると減少する場合 が多い。
分取した測定試料は、有機溶剤に容易に溶解できなかったことから、燃焼法により分離し、2核種を分別捕集することにした。 管状電気炉の 石英管内に 試料を入れ、酸素気流中で燃焼させた。燃焼ガスは加熱した酸化銅の中を通し、3Hは（G コールドトラップ ）で捕集し、14 C は （H モノエタノールアミン ）によりトラップさせた。 捕集した3 H は少量の水を加えて溶解し測定バイアルに 回収した後、（ I 乳化シンチレータ）を加えて測定試料とした。
２．放射性物質を含む廃液の処理を検討するには、化学的性質との理解が不可欠である。 液体のまま保管する場合、 容器の破損などで、汚染の広がる可能性がある。 そこで、沈殿として回収して、固体廃棄物とすることも検討してみることにした。化学操作をするにあたっては、液性や化学種を事前に調べ、試薬の混合による発熱、気体発生などに注意して行う必要がある。
廃液 A、B には、以下の表に示す化学形を持つ核種が含まれているとして、化学分離に関する基礎的な反応を検討してみる。
廃液 A は、1から3それぞれのイオンが0.1mol・ L -1の 濃度で含まれている中性の水溶液である。塩酸酸性にすると放射性の気体が発生することに注意する必要がある のは（ J １）である。 廃液Aに Fe 3+イオンを加え、 アンモニア水を滴下していくと、沈殿が生成して（K 3 ）が共沈する。この沈殿を分離した後、さらに Ba 2＋イオンを加えていくと、 （L １と２ ）の沈殿が生成する。
廃液 B は、 4から7それぞれのイオンが0.1 mol・L -1 の濃度で含まれている中性の水溶液である。水素型にした 陽イオン交換樹脂を加えても、（M ６ ）は吸着しない。また、 吸着するイオンのうち、 陽イオン交換樹脂への吸着強度は（N ５ ）が最も大きい。廃液 Bに CO 3 2 – イオンを加えていくと、 （O ５ ）が沈殿する。廃液 Bに Ag＋イオンを添加した場合 には（P ６ ）の沈殿が生じる。 また、廃液 B に無機イオン交換体のゼオライト粒子を 加えると、（Q ７ ）がよく吸着する。
NaI（Tl)シンチレーション式サーベイメータで廃液を測定した場合 、 検出可能と考えられる核種は 1から7の核種のうち、（R ４と７ ）である。また、1年後に10半減期を 超えるのは（ S ３）である。10年後でも、半分以上放射能が残っている核種は（T １と７ ）である。
〔解答〕
１ A−2 18.6 B−3 157 C−3化学クエンチング D−2色クエンチング E−10 赤や黄 F−6 ケミルミネセンス G−4 コールドトラップ H−7 モノエタノールアミン I−9 乳化シンチレータ
放射線取扱主任者試験実務5
- 管理測定2018問5 次の1、2の文章の□の部分に入る最も適切な語句、記5又は数値を、それぞれの解答群＞ から1つだけ選べ。
１．現在の日本の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は ICRP （ア 1990 ）年 勧告に述べられた 放射線防護の基本を取り入れている。 一方、被ばくを伴う事故への対応などについては、 ICRP 2007年勧告 などの、より新しい情報が用いられている。 ICRP の勧告では 放射線防護の基本として「正当化」、「防護の最適化」及び「線量限度の適用」の3種の原則が提唱されている。
基本原則の個人の線量限度に関して ICRP 2007年勧告は ICRP （ア 1990 ） 年勧告を踏襲しており、 職業被曝では 定められた5年間の平均で年間（イ 20 ） ｍSv、 ただし、いかなる1年においても（ウ 50 ） ｍSv を超えるべきでは ない。 また一般公衆の線量限度では 年間（エ 1 ） ｍSv としている。なお、外部被ばくの実効線量の実務的な測定のために （A 1㎝線量当量 ）を用いる。 γ線の個人モニタリングでは 、 （A 1㎝線量当量 ）は 数十keV 程度の低エネルギーの場合 や背面のみからの被曝などの特殊な場合 を除き、 ほとんどの場合 に実効線量を（B 過小評価 ）することがない。
一般には自然放射線による被曝と医療被曝は放射線被曝を管理する上での線量限度に（ C 含まれない）。 被曝線量が無用に増加するおそれがある 場合 にガイドラインなどにより被曝を抑えるような対処を求められる場合 がある。 無用にとは防護の三原則 のうちの行為の正当化における判断で 、行為により増加する被ばくによる不利益を上回る便益が得られないことを指す。 自然放射線では、 放射線審議会で取りまとめられた「航空機乗務員の宇宙線被ばく管理に関するガイドライン」において（ オ 5） ｍSv /年の管理目標値が推奨されている。
２． 我々は自然界に存在する放射線源から常に被曝している。宇宙線や大地からの放射線による外部被ばくと、体内に含まれる放射性物質及び空 気中 の ラドンとその 子孫核種の 吸入による内部被曝である。自然放射線による一般公衆の被ばくは、 世界平均では 年間約2.4ｍSvとされており 、ラドンとその子孫核種によるものがほぼそのほぼ（カ 50 ） ％を占める。 ラドンは大地に含まれる放射性同位元素のうち壊変系列を作るものに由来し、壊変して気体のラドンと なった時に空気中に拡散する。吸入されたラドンは肺で壊変して沈着、 あるいは空気中で壊変して生じた218 Po などの子孫核種が吸入により肺に沈着する。これらの核種には、飛程が短く近隣組織に大きな線量を与えるα線を放出する放射性同位元素が多いために（D 肺がん ）の原因となり得る。 α線では （E RBE ）の データを反映して決定された放射線加重係数が （キ 20 ）と大きいことも加わって、 ラドンとその子孫核種からの被ばくの実効線量が大きくなっている。放射線誘発癌 リスクを推定する上で、タバコは（F 交絡因子 ）となることが知られている。ラドンに起因する（D 肺がん ）の過剰絶対リスクでは、 生涯タバコを吸い続ける人の方が非喫煙者よりも（G 高く ） なる。
日本人平均では 自然放射線からの被ばくは年間約2.1ｍSvと評価されており、 そのうち最も大きいのは食物摂取による内部被ばくの約（ク 0.99 ）mSvである。日本人で世界平均に比べ食品からの被曝量が大きいのは、日本人で消費の多い（ H 魚介類）にウラン系列の放射性核種が多く含まれているためである。そのうち、内部被曝への寄与が最も大きい核種は （I 210Po ）である。 体内の放射性物質からの被曝では （ I 210Po）に次いで（J 40K ）からの被曝が （ケ 0.18 ） ｍSv と大きい。 食物摂取による内部被曝量は、内臓ごとの人体試料データが少ないために、食品中の放射性同位元素濃度を調べてその摂取量と実効線量計数などから （K 預託実効線量 ）として推定することが多い。
〔解答〕
１ ア−3 1990 イ−6 20 ウ−7 50 エ−2 1 オ−4 5 A−8 1㎝線量当量 B−11 過小評価 C−14 含まれない
放射線取扱主任者試験実務6
6.管理測定2018問6 次の1、2の文章の□の部分に入る最も適切な語句、記5又は数値を、それぞれの解答群＞ から1つだけ選べ。 なお、解答群の選択肢は必要に応じて2回以上使ってもよい。
１．個人の内部被曝モニタリングのために行われる吸入摂取したプルトニウムの測定法としては、 体外計測法とバイオアッセイ法が用いられる。体外計測法としては（A 肺モニタ ）が用いられ、239Pu を評価する場合 には、 239Pu の（B α壊変 ）に伴う （C 235U ）の LX 線を計測するか、 プルトニウムと通常共存する241 Am からの （D 59.5 ）keV のγ線を測定する。 （A 肺モニタ ）による対外計測法では、 （E 体表面汚染 ）を区別することができないため、 測定する際に注意が必要である。 また、検出限界では 30から60分の測定で（F 500～10,000 ）Bq 程度であり、 さらに体型による補正が必要となる。 体外計測法の他、 プルトニウムを吸入摂取した場合 の吸入量の測定法としては、 （G 便 ）を用いたバイオアッセイ法が有用である。これは、吸入摂取されたプルトニウムの（ H 20～40） ％が吸入摂取後一週間以内に（ G 便）中に 移行することを利用するものである。バイオアッセイ法では （I 体表面汚染 ）を除外でき、検出限界は （J 0.001～0.01 ） Bq/試料である。また、（ K ICP質量分析計 ）を用いることにより検出限界では 改善させることができる。体外計測法では （E 体表面汚染 ）を区別できないという特徴があるため、（ E 体表面汚染）がある場合には被ばく線量を（ L 過大）評価する結果となる。 特に事故発生当初に体外計測法を用いる場合には、慎重に評価することが必要である。バイオアッセイ法を用いる場合には、 事故発生当初に（ G 便）を採取する時に（M 手や服についた ）プルトニウムなどが混入しないように注意が必要である。
２．一般にバイオアッセイ法の対象となる代表的な核種としては 3 H、 （N 90Sr ）、 235 U、 239Pu、 241 Am などがある。 一般に、バイオアッセイの試料としては、主に 尿、便 、痰、呼気、 鼻汁が用いられる。3 H では、 （O 尿 ）、（N 90Sr ）では （P 尿 ）が 試料として用いられることが多い。吸入摂取が疑われる場合 には（Q 鼻スミア ）を行うことが重要であるが、 （Q 鼻スミア ）で放射性物質が検出されないからといって 吸入汚染が否定されることはない点に注意が必要である。
体内汚染が疑われる場合 にバイオアッセイで線量評価をするためには、尿のバイオアッセイでは、 通常（ア 1日の排泄量の全量 ）を（R 3～7 ）日間 採取する。便のバイオアッセイでは、 通常（イ 1日の排泄量の全量 ）を（R 3～7 ）日間分採取する。
〔解答〕
１ A−3 肺モニタ B−1α壊変 C−2 235U D−5 59.5 E−5 体表面汚染 F−3 500～10,000 G−1 便 H−3 20～40 I−5 体表面汚染 J−1 0.001～0.01 K−1 ICP質量分析計 L−2 過大 M−2 手や服についた
