目次
第1種放射線取扱主任者試験実務1-2
2022問1 次のⅢの文章の□の部分について、解答群の選択肢のうち最も適切な答えを1つだけ選べ。
I 放射線管理の現場では、放射性物質を用いた中性子線源として、241Am-Be中性子線源および252Cf中性子線源が使用されている。これらの線源は、放射性物質が外部に漏れないようにステンレス鋼の堅率なカプセルで密封された構造を持っている。
241Am-Be中性子線源は、241Amをベリリウム粉末に混ぜて焼結したペレットをカプセル中に封入したもので、241Amから放出されたα線が[A ５ 発熱]反応である9Be(α,n)12C反応を起こし、連続エネルギー分布を持つ速中性子を放出する。241Amの半減期は[B ４ 433]yなので、長期間にわたり 中性子放出率[s-1]の経時変化が少なく、多くの施設で校正用線源として使用されている。また、59.5keVなどの低エネルギー光子が放出されるが、カプセルで吸収される割合が大きく、光子による線量寄与が比較的少ない。以前は、α線放出体として226Raを用いた中性子線源が使用されていたが、子孫核種である214Pbと214Biが多数の光子を放出すること、また、ヘリウムや[C ７ 222Rn]の気体の蓄積によりカプセルの長期間にわたる健全性や安全性の確保が困難であるため、現在はあまり使用されていない。
252Cf中性子線源は、[D ３ 超ウラン元素]である252Cfが自発核分裂を起こし、連続エネルギー分布を持つ速中性子を放出する。当該線源の中性子平均エネルギーは、241Am-Be中性子線源よりも低い。252Cfの半減期は2.65yと比較的短いが、比線源強度(単位放射能当たりの中性子放出率)が大きいので、線源を小形化できる特徴がある。
Ⅱ 252Cf中性子線源に関連する表1に示す条件に基づき、中性子および光子の線量について考察する。ただし、放射線のカプセルによる減衰および部屋の壁などでの散乱、並びにバックグラウンド放射線を無視する。
10μgの252Cfの原子数は、［ア ７ 2.39×1016]であるから、その放射能は1.98×108Bqとなる。また、この線源の中性子放出率0は、2.31×107s-1であることから、1回の自発核分裂で放出される平均中性子数は［イ ５ 3.76]個であることがわかる。
点状線源であることを仮定すると、252Cf中性子線源からr[m]離れた測定点における中性子フルエンス率Φは、[E 2 Q/4πr2]と表せる。r=1mの場合、この線源から放出される中性子の1cm線量当量率Dnは、［ウ 5 255]μSv・h-1となる。他方、同じ測定点における光子の1cm線量当量率Dyは、［エ ３ 14.2]μSv・h-1となるので、Dγ/Dnは0.1以下となる。
ここで、校正定数が1.05である中性子線量当量(率)計の実効中心を線源から１m離れた測定点に置いたとき、同線量当量(率)計の指示値は、［オ 10 243]μSv・h-1となる。
表1 252Cf中性子線源に対する条件
放射性壊変の分岐比 α壊変96.9%、自発核分裂3.1%
中性子フルェンスから1cm線量当量への換算係数 0.0385pSv・m2
放出されるすべての光子に関する1cm線量当量率定数 0.0716μSv・h-1・MBq-1・m2
2022問2 次のI、Ⅱの文章の［ ]の部分について、解答群の選択肢のうち最も適切な答えを1つだけ選べ。
I [A ２ 吸収線量]は、電離放射線により物質に与えられる平均エネルギーを質量で除した量で、着目している微小領域内のエネルギーのみを対象とする。物質中で非荷電粒子により解放された荷電粒子の初期運動エネルギーの総和のうち、衝突損失により失われるエネルギーをその物質の質量で割った値は、［B ３ 衝突カーマ]と呼ばれ、質量エネルギー吸収係数にエネルギーフルェンスを乗じて計算できる。[C 1 荷電粒子平衡]が成立する場合、[A ２ 吸収線量]と[B ３ 衝突カーマ]は等しくなる。
ブラック・クレイの空洞理論によれば、物質中の空洞に気体を充填した空洞電離箱において、気体の単位質量当たりに生成するイオン対数をN、W値をW、物質の[D ２ 質量阻止能]をSm、気体の[D ２ 質量阻止能]、を4とすると、物質の吸収線量は[E 1 NWSm/Sg]で表される。このとき、電離箱の壁の厚さは、二次電子の飛程[F 4 より厚く]、一次放射線に対する遮蔽効果が無視できる程度に薄く、空洞は気体中の二次電子の数や分布に影響を与えない程度に小さい。
Ⅱ 放射線管理の現場で用いられる放射線測定器でγ線測定に適しているのは、感度が高くバックグラウンド測定も可能な[G 2 NaI(Tl)シンチレーション]式サーベイメータと、それより感度は低いがエネルギー応答に優れた[H 1 電離箱]式サーベイメータである。表面汚染検査用測定器としては、[I 4 GM管]式サーベイメータはβ線測定にも利用できるが、計数率が高いと数え落としが起きやすい。[J 3 ZnS(Ag)シンチレーション]式サーベイメータはα線測定に適している。
第1種放射線取扱主任者試験実務3-4
2022問3 次の文章の［ ]の部分について、解答群の選択肢のうち最も適切な答えを 1つだけ選べ。
密封されていない放射性同位元素 (非密封RI) を使用する際には、外部被ばくのみではなく、内部被ばくにも注意するとともに、身体や使用機器等のRIによる汚染を避けなければならない。
気体の非密封RIや飛散しやすい液体・粉体の非密封RIは、空気中への拡散を防ぎ、内部被ばくを低減できるように必要に応じてフードの中で取り扱う。フード内やフード周辺の床には、汚染を拡大しないように [A ２ ポリエチレンろ紙] を貼る。
非密封RIは、不注意や器具の破損でRIがこぼれても汚染が広がらないように [A ２ ポリエチレンろ紙] で覆ったバットの上で取り扱う。作業中は、RIからの放射線の種類に応じたサーベイメータを近くに置き、必要に応じて線量率の測定や汚染の有無の確認を行う。
作業終了後、RIを片付けたのち、フード内やフード周辺の床などの汚染検査を行う。汚染が確認されたらその場所に印をつける。床の汚染の場合は、汚染の拡大を防ぐために、汚染箇所の周囲を区画して立ち入らないようにする。汚染箇所は速やかに除染し、検出限界以下になったことを確認する。
汚染検査では、測定値から表面汚染密度[Bq・cm-2]を計算し、その値を放射線施設内の人が常時立ち入る場所において人が触れる物の[B ５ 表面密度限度]と比較する。測定方法には、直接測定法と間接測定法がある。
直接測定法は、器具や床などの表面の汚染を、サーベイメータを用いて直接測定する方法である。汚染のない場所でバックグラウンド計数率を把握しておき、サーベイメータの[C ８ 時定数]に応じた速さで検出部を移動させながら測定しないと、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。
間接測定法は、［D 4 スミアろ紙]で表面をふき取り、ろ紙に付着したRIを測定、定量する方法である。汚染場所のバックグラウンド計数率が高い場合や、汚染核種の[E 1 β線エネルギーが低い]場合に有効な方法である。しかしながら、表面汚染密度を定量するには、ふき取り効率を考慮しなければならない。
実際の汚染検査に備えて、次のような模擬試料による実験を行った。実験室の床と同じ材質の板に32Pを含む水溶液を10 cm四方内に滴下し、乾燥させた。まず、GMサーベイメータで直接測定したところ、15,550cpmであった。なお、バックグランド計数率は50 cpmとする。次に、[D 4 スミアろ紙]で汚染箇所の10 cm四方内をふき取り、この［D 4 スミアろ紙]をGM計数装置で測定したところ5,430 cpmであった。ふき取った部分をGMサーベイメータで再び同様に直接測定したところ6,250cpmであった。これより、ふき取り効率は［ア 6 60]%であり、表面汚染密度は［イ 4 10]Bq・cm-2である。なお、GM計数装置のバックグランド計数率は30 cpmであり、計数効率は15%とする。
汚染が確認されたら、汚染の状況に応じた方法により除染を行う。除染は、まず水でふき取る。除染対象により使用される除染剤は異なるが、いずれの除染対象にもよく利用される除染剤に[F ３ キレート形成剤]がある。ただし、効果があるのは限られた核種 (元素) であることに注意が必要である。
2022問4 次の文章の［ ]の部分について、解答群の選択肢のうち最も適切な答えを 1つだけ選べ。
非密封の3H、14C、32P、45Caの4種類のRIを使用する実験を計画しているグループと、取扱等について事前の打合せを行った。
これらのRIはすべて [A 2 β–線] 放出核種であり、半減期が最長のものは最短のものに比べて約[B 14 150,000]倍長く、放出する[A 2 β–線]のエネルギーもさまざまであるため、取扱いや廃棄物処理には各核種に適した異なる配慮が必要となる。3Hと14Cは有機化合物として、32Pと45Caは水溶液での使用を計画している。
計画の一部には3Hと14Cを同時に使用する実験がある。3Hと14Cは、液体シンチレーション計数装置を用いて測定し[C ２ 波高弁別]を行うことにより、3Hと14Cの放射能を同時に測定できる。液体シンチレーション計数装置での放射能測定では、試料をシンチレーションカクテルと混合するために一般に測定試料はその後の実験に使用できないが、[D ９ 32P]のように[A 2 β–線]のエネルギーが高い場合には、試料からの[E 1 チェレンコフ光]を測定することによって水溶液のまま測定ができるので貴重な試料を損失しない。一方[D ９ 32P]が放出するようなエネルギーが高い[A 2 β–線]に対して、[F ６ 制動放射線]の発生をおさえながら効率的に遮蔽するためには、[G １１ アクリル板]を用いる。実験では気化しやすい3Hと14Cを含む標識化合物を取り扱うため、排気設備に接続した[H ３ グローブボックス]内で行うことにした。
実験廃液中の32Pはリン酸イオン(PO43-) の化学形であり、32Pは[I ４ 水酸化鉄（Ⅲ）]に共沈させて除去しておくことにした。また、実験廃液中の45Caはカルシウムイオン(45Ca2+)の化学形であり、45Caは[J 1 フッ化カルシウム]として沈殿分離することとした。
第1種放射線取扱主任者試験実務5-6
2022問5 次の I ~Ⅲの文章の［ ]の部分について、解答群の選択肢のうち最も適切な答えを1つだけ選べ。
I 放射性物質を体内に取り込むことにより内部被ばく が生ずる。飲食物と一緒に放射性物質を取り込むことを［A 3 経口摂取]と呼ぶ。体内に取り込んだ放射性物質の量が、代謝や排泄によって半分に減るまでの時間が生物学的半減期であり、放射性壊変による減衰と代謝や排泄による減少によって半分に減るまでの時間が有効半減期である。有効半減期は、[B １ 物理的半減期よりも短く、生物学的半減期よりも短い]。一般に、放射性物質の生物学的半減期は、年齢により変化する。例えば、137Csを［A 3 経口摂取]により体内に取り込んだ場合、各年齢区分における生物学的半減期と物理的半減期について、短いものから順に並べると、[C 4 幼児(1歳)の生物学的半減期 < 成人の生物学的半減期 < 物理的半減期]となる。
Ⅱ 体内に取り込まれ血漿中に存在する137Csは、主に[D ５ 尿]として排泄される。また、セシウムはカリウムと似た性質を持つため、排泄されずに残った137Csは[E ９ 骨格筋]に多く分布することが知られている。そのため、137Csのモニタリングとして、［D ５ 尿]のバイオアッセイや全身カウンタによる体外計測が行われている。体内に取り込んだ放射性物質の総放射能量は、残留している放射能を体内残留率で割る、あるいは排泄された放射能を排泄率で割ることによって求められる。この体内残留率や排泄率を評価するために、体内動態モデルが利用されてきた。セシウム体内動態モデルの構築には、カリウムやセシウムの他に、カリウムと似た性質を持ち体内に多く天然放射性物質として含まれる[F 1 ルビジウム]のデータが使われている。
ICRP PublicatioN137のセシウム体内動態モデルでは、線源となる各臓器・組織をコンパートメントとして表し、セシウムのコンパートメント間の移行を計算する。例えば、摂取後の時間t[d]における血漿と[E ９ 骨格筋]の各コンパートメントのセシウム量を、それぞれA(t)、B(t)、血漿から一への移行係数[d-1]をa、逆方向をbとすると、[E ９ 骨格筋]コンパートメントのセシウム量の時間変化は、dB(t)/dt=aA(t)-bB(t) (1)と表すことができる。なお、このモデルでは、[E ９ 骨格筋]は、血漿との間でのみセシウムの交換を行うと仮定されている。体内分布が平衡に達した時の血漿と[E ９ 骨格筋]のコンパートメントのセシウム量(全身量に対する割合)を各々AeとBeとすると、式(1)より[G 1 a/b=Be/Ae]の関係式が得られる。ここで、AeとBeをそれぞれ0.002、0.8とすると、血漿から[E ９ 骨格筋]への移行係数aが30.0 d-1であるとき、[E ９ 骨格筋]から血漿への移行係数bは[H 3 7.5×10-2]d-1と求めることができる。これらの移行係数を用いたセシウム体内動態モデルを利用することにより、体内残留率や排泄率を評価することができる。
Ⅱ 放射性物質が体内に取り込まれ、体内に留まることにより将来にわたって受ける内部被ばく線量は、預託実効線量と呼ばれる。国際放射線防護委員会の2007年勧告では、成人の場合は摂取後[I 5 50]年間に受ける線量により預託実効線量を評価することが推奨されている。ここで、1年間毎日摂取することにより137Csの預託実効線量0.9mSvを成人にもたらす食品中の137Cs放射能濃度を求めてみよう。計算条件として、この食品の1日の摂取量を1kgとし、預託実効線量の計算に用いる実効線量係数を0.013μSv・Bq-1とする。この条件の場合、食品中の137Cs放射能濃度は、[J 11 190]Bq・kg-1と計算できる。
2022問6 次の文章の□の部分について、解答群の選択肢のうち最も適切な答えを 1つだけ選べ。
国際放射線防護委員会ICRPの2007年勧告では、確率的影響に対する放射線防護の目的においては、代表的個人における性別及び年齢で平均化された生涯リスク推定値を用いることが適切であるとの判断を示している。確率的影響には発がんと [A ２ 遺伝性（的）影響] が含まれ、線量の増加とともにリスクが増加する直線しきい値なしモデルに従うと考えて防護体系が構築されている。そのリスクの推定においては、結果の重篤度を表現するため、致死率や生活の質(QOL)の低下、寿命損失などの確率を考慮に入れて計算が行われている。
具体的には、日本の原爆被爆者の寿命調査(Lifespan Study) を中心とした疫学研究による各臓器・組織に対するがんの罹患率等のデータから、各臓器・組織の部位別の生涯リスクを推定した。次いで、[B 4 骨髄]以外の臓器・組織のがんのリスクについては、線量・線量率効果係数を考慮して、推定値を［ア 3 2分の1]に調整した。ここで得られた推定値から、疾患の自然発生率が異なる集団間で一般化するために、適切に重み付けして各臓器・組織の症例数を推定する方法を定めてアジア4集団と欧米3集団に適用し、その平均として、各臓器・組織の1万人当たり1Sv当たりに増加する症例数を求めた。これを[C 13 名目リスク係数]と呼ぶ。さらに［C 13 名目リスク係数]に対して、致死率、QOL、寿命損失などの確率を評価して各臓器・組織の1万人当たり1Sv当たりの[D ９ 損害]を計算し、その合計値として、「[D ９ 損害]で調整された[C 13 名目リスク係数]」が求められた。これにより得られた数値をもとに、がんについて全集団で［イ 13 5.5]%/Sv、成人作業者で［ウ 11 4.1 ]%/Sv、[A ２ 遺伝性（的）影響] について全集団で［エ 6 0.2]%/Svという推定値が示された。
組織加重係数についても[D ９ 損害]から推定されている。[D ９ 損害]を合計して1になるように規格化した相対[D ９ 損害]を計算したうえで、この推定過程における不確実性を考慮し、各臓器・組織を4つのカテゴリーにグループ分けして、それぞれの組織・臓器に対してグループに共通の値を割り当てた。例えば[E 1 骨表面、唾液腺、皮膚]に対しては0.01という値が、[F 5 膀胱、食道、肝臓]に対しては0.04という値が割り当てられている。
