放射光科学研究施設・光源リングトップアップ入射に係る放射線 ... - KEK

放射光科学研究施設・光源リング 

トップアップ入射に係る放射線安全対策 

Design for the radiation protection 

for the top-up mode injection of the KEK-PF 

俵裕子、伴秀一、高橋一智、 

伊澤正陽、小林克己、小林幸則、三橋利行 

Tawara, H.; Ban, S.; Takahashi, K.; 

Isawa, M., Kobayashi, K., Kobayashi, Y., Mitsuhashi, T.

放射光科学研究施設・光源リング 

トップアップ入射に係る放射線安全対策 

平成 18 年 10 月 

高エネルギー加速器研究機構 

改訂 061003

目次 

1 本変更申請の概要 ..................................................................................................................................... 4 

2 予定使用開始時期及び予定使用期間......................................................................................................... 4 

3 変更の内容 ................................................................................................................................................ 4 

4 事業所内外の平面図(変更あり) ................................................................................................................. 5 

5 施設の図面、出入口、管理区域、標識などを示した平面図(変更あり)................................................... 10 

6 施設の主要部分の断面図(変更あり) ........................................................................................................ 18 

遮へい能力に係る書類.......................................................................................................20 

7 しゃへいの性能(変更あり) ...................................................................................................................... 21 

7-1 放射性同位元素の貯蔵箱の遮へい(変更なし) ..................................................................................... 21 

8 放射線安全対策 ....................................................................................................................................... 29 

8-1 本機構における区域設定の基準(変更なし)......................................................................................... 29 

8-2 ストレージリングの遮へい計算方式(変更なし) ................................................................................. 30 

8-3 密封されていない放射線同位元素の使用方法(変更あり)................................................................... 33 

8-4 密封されていない放射性同位元素の貯蔵方法ならびに貯蔵能力(変更なし)...................................... 33 

8-5 密封された放射性同位元素の使用・貯蔵方法(変更あり)................................................................... 43 

8-6 放射光科学研究施設・ストレージリングの使用方法など(変更あり)................................................. 46 

8-7 貯蔵箱からの漏洩線量 (変更あり) ..................................................................................................... 50 

8-8 放射光科学研究施設・ストレージリングからの漏洩線量 (変更あり) ............................................... 55 

8-9 管理区域の常時立ち入る場所の空間線量率(変更あり)....................................................................... 56 

8-10 管理区域及び事業所境界の空間線量率(下線部変更) ........................................................................ 57 

8-11 実効線量評価のまとめ(変更あり) ..................................................................................................... 61 

インターロックなどに係る書類 ........................................................................................66 

9 インターロックと自動運転表示装置(変更あり) ...................................................................................... 67 

排気に係る書類..................................................................................................................70 

10 排気中の放射能の対策(変更あり).......................................................................................................... 71 

10-1 放射光アイソトープ実験施設の排気設備(変更なし) ........................................................................ 71 

2

10-2 放射光アイソトープ実験施設の作業室及び排気口における RI の空気中濃度(変更なし)............... 73 

10-3 ストレージリング室の空気に誘導される放射能濃度の推定(変更あり) ........................................... 75 

排水に係る書類..................................................................................................................77 

11 排水中の放射能の対策(変更あり).......................................................................................................... 78 

11-1 放射光アイソトープ実験施設の排水設備(変更なし) ........................................................................ 78 

11-2 放射光アイソトープ実験施設の排水口における RI の水中濃度(変更なし)..................................... 78 

11-3 ストレージリング冷却水に誘導される放射能濃度の推定(変更あり) ............................................... 79 

12 発生装置に係る管理区域に立ち入る者の特例(新規) ........................................................................ 81 

13 工事期間中の放射線安全上の措置(変更なし)........................................................................................ 82 

参考資料 ....................................................................................................................................................... 82 

3

1 本変更申請の概要 

図 1 に高エネルギー加速器研究機構周辺地図、図 2 に高エネルギー加速器研究機構全体配置図を示 

す。放射光科学研究施設の全体図について変更前を図 3に、変更後を図 4に示す。放射光科学研究施設に 

は、放射光を発生する放射光科学研究施設・ストレージリングが設置されており、放射光科学研究施設光源棟 

で放射光を用いた実験が行われている。 

研究計画の進展に伴い、トップアップ入射によるPFの運転が予定されている・これは、定常的にリング電流を 

一定に保つ入射モードで、リングの各コンポーネント、光チャンネルにおける光学素子などへの熱の影響が一定 

になり、全体的に安定性が格段に良くなことが期待される。特にナノスケールのがキーワードになるような測定な 

どに代表される超精密測定においては大きな効果が期待される。このため、世界的には既にいくつかのファシリ 

ティーにおいてトップアップ入射による運転が開始され、大きな効果が上がっていることが報告されており、世界 

の各地で新たに建設中のファシリティーにおいてもトップアップ入射による運転が盛り込まれている。この時期に 

PFにおいてトップアップ入射ができる環境が整うのはタイムリーであり、この4リング同時入射プロジェクトは単に 

マシンスタディーを円滑に行うという意味をはるかに超えて、ユーザー運転でのトップアップ入射が可能となると 

いう重要な意味を持っている。 

本変更申請では、放射光科学研究施設・ストレージリングのトップアップ入射用スリットとビームダンプを設置 

する。また、これに伴うインターロックや管理区域、その他の変更を申請する。また、ストレージリングが 7 日以上 

停止する場合に、発生装置に係る管理区域の一部に放射線障害防止法施行規則第 22 条の 3 を適用すること 

を申請する。以下、本文及び表の変更に係る部分を赤字で示す。 

2 予定使用開始時期及び予定使用期間 

予定使用開始時期平成18 年 12 月1日 

予定使用期間半永久 

3 変更の内容 

① 3GeV 運転を行うことがあるので万が一にも許可条件を逸脱して運転することがないよう、 

最大エネルギーを 3.0GeV から 3.5GeV に変更する。ただし、最大出力などは変更しない。 

② ビーム・トランスポート(BT)からのビームラインを延長し、高品質ビーム開発用のテスト 

ビームラインを設置し終端にビームダンプを設置する。 

③ 入射点付近にトップアップ入射用のスリット及び遮蔽体を設置する。これによりストレージ 

リングへの不必要なビームのハローを削り、入射点への入射量を制限する。 

④ スリットとダンプの設置に伴い、管理区域などの設定を変更する。 

⑤ 管理区域の変更に伴い、ビーム・インターロックを変更する。 

4

⑥ 使用しない密封放射性同位元素について使用数量・貯蔵数量を減らす。 

⑦ 放射光アイソトープ実験施設で実験に供する非密封放射性同位元素を新たに追加する。 

⑧ 発生装置に係る管理区域の一部に放射線障害防止法施行規則第 22 条の 3 を適用する。 

4 事業所内外の平面図(変更あり) 

使用施設などを中心とした事業所内外の平面図を図 1、図 2に示す。本変更申請に係わる放射光科学研究 

施設光源棟などの変更前の平面図を図 3に、変更後の平面図を図 4に示す。 

5

図 1 高エネルギー加速器研究機構周辺地図 

6

図 2 高エネルギー加速器研究機構全体配置図 

7

図 3 放射光科学研究施設全体図(変更前) 

8

図 4 放射光科学研究施設全体図(変更後):入射ビームラインを延長してダンプが設置される。また、 

入射点手前にトップアップ入射用スリットが設置される。屋外土盛りの一部を周辺監視区域にする。放 

射性同位元素使用室は、光源棟実験室と放射光アイソトープ使用施設(緑色で囲んだ部分)のみとなる。 

9

5 施設の図面、出入口、管理区域、標識などを示した平面図(変更あり) 

放射光科学研究施設に係る標識の設置場所と数について、変更前を表 1に、変更後を表 2に示す。出入口、 

管理区域並びに標識などを付ける箇所などについて変更前と変更後の平面図を以下の通り示す。 

放射光科学研究施設 1 階平面図:変更前図 5、変更後図 6 



密封されていない放射性同位元素の使用・貯蔵に係わる建物 1 階・2 階平面図:図 11(変更無し) 

また、放射性廃棄物第 4 保管棟の平面図を図 12(変更なし)に示す。 

表 1 標識の数と設置場所(変更前) 

標識の種類数変更前設置場所 

管理区域(使用施設、貯蔵施設、廃棄施設) 

許可なくして立ち入りを禁ず 

管理区域(廃棄施設) 


10 

15 図 5、図 7、図 9、図 11 

1 図 11 

放射性同位元素使用室 28 図 5、図 7、図 9、図 11 

放射線発生装置使用室 8 図 5 

貯蔵箱 

許可なくして触れる事を禁ず 

3 図 5、図 11 

表 2 標識の数と設置場所(変更後) 

標識の種類数変更後設置場所 

管理区域(使用施設、貯蔵施設、廃棄施設) 




19 図 6、図 8、図 10、図 11 

1 図 11 

放射性同位元素使用室 26 図 5、図 8、図 11 

放射線発生装置使用室 8 図 6 

貯蔵箱 

許可なくして触れる事を禁ず 

3 図 6、図 11

図 5 放射光科学研究施設1階の管理区域、出入口、標識(変更前) 

11

図 6 放射光科学研究施設1階の管理区域、出入口、標識(変更後):加速器機械室を放射性同位元素 

使用室からはずす。屋外土盛り部分に周辺監視区域を追加する。 

12

図 7 放射光科学研究施設2階の管理区域、出入口、標識(変更前) 

13

図 8 放射光科学研究施設2階の管理区域、出入口、標識(変更後):サービスヤード、搬入前室、ス 

トレージリング上部のダクトスペース室を管理区域とする。 

14

図 9 放射光科学研究施設地下1階の管理区域、出入口、標識(変更前) 

15

図 10 放射光科学研究施設地下1階の管理区域、出入口、標識 (変更後):地下 1 階部分を放射性 

同位元素使用室からはずす。 

16

電動扉 

管(廃) 

I 

管(使) 

E 

A 

F 

② 

▲ 

① + 

RI排水貯留槽 

● 

③ 

● 

● 

● 

④ 

⑫ 

● 

ゲートモニター 

水水水 

⑤ ⑥ 

J 

● 

RI排水ポンプ室 

箱箱 

⑦ 

1階部分 

G 

2階部分 

排水モニター 

● 

● ● 

B 

7m 

⑧ ⑨ ⑩ 

排気モニタースタックフィルターユニット 

気 

管(使) 

気気 

● 

⑪ 

● 

● ● 

● C 

フェンス 

管(使) 

● 

H 

D 

はしご 

17 

記号部屋名称 

① 汚染検査室 

② シャワー室 

③ RI処理室2 

④ RI処理室3 

⑤ RI処理室1 

⑥ 細胞培養室 

⑦ 線源保管室 

⑧ 微生物培養室 

⑨ 試料検査分析室 

⑩ RI測定室 

⑪ 照射実験室 

⑫ 廊下 

標識等 

管(使) 

管(廃) 

● 

▲ 

気 

水 

箱 

+ 

A~J 

管理区域(使用、貯蔵、廃棄施設) 




放射性同位元素使用室 

注意書 

排気設備 

許可なくして触れることを禁ず 

排水設備 


貯蔵箱 


汚染検査室 

図 11 放射光アイソトープ実験施設の管理区域、出入口、標識(変更無し) 

10000 

5600 

20000 

Y Y' 

平面図 

Y-Y'断面図 

X 

X' 

N 

5400 

X-X'断面図 

図 12 保管廃棄設備平面図・断面図 (変更なし) 

管理区域 

管理区域 

(放射光アイソトープ 

実験施設に係わる部分) 

放射性同位元素使用室 

出入口 

管理区域境界フェンス 

5600

6 施設の主要部分の断面図(変更あり) 

放射光科学研究施設の主要部分の断面図の変更前を図 13 に、変更後を図 14 に示す。密封されていない 

放射性同位元素の使用・貯蔵に係わる部分の断面図を図 15(変更無し)に示す。放射性廃棄物第 4 保管棟の 

断面図を図 12(変更なし)に示す。 

8900 2300 

2000 

2800 

実験室 

管理区域 

27700 8500 51700 19700 

5200 

放射線発生装置室 

ストレージリング 

22 

準備室(1) 

X 

6000 

制御室監視室制御室搬入前室 

18 

加速器機械室 

図 13 放射光科学研究施設主要部断面図 (変更前) 

1C 


実験室 

4B 

4C 

6A 

6B 

7B 

6C 7C 

4B 0 25M 

28 B 

27 A 2 

27 B 

27 A 1 

T ◎ 

2C 1B 

28 A 

◎ ID カードリーダー 

2A 

出入口 

B2 

B1 

3B 3A 

B3 

B2 8 

非常口 

3C2 

3C 1 B4 

B2 7 

T 便所 

3C3 4A 

B5 

B2 6 

1 

2 

B6 

B2 5 

B7 

B2 4 

21 

B8 

B2 3 20 A 

20 B 

B9 

B2 2 19 B 

19 A 

B1 0 

B2 1 

18 B 

18 C 

B1 1 

B2 0 

B1 2 

B1 9 18 A 

17 B 

B1 8 

17 C 

7A 

B1 3 

17 A 

B1 4 

B1 7 

16 B 

10 A 

B1 5 B1 6 

◎ 8A 

11 C 

9A 

16 A1 16 A2 

8B 

8C 2 

12 B 

14 B 

15 A 

10 B 

15 C 

9C 

11 D 11 A 

13 C 14 A 

15 B 

13 A 14 C1 

10 C 

12 A 12 C 13 B 

14 C2 

1 

11 B 

13 B2 

22 

◎ 

T 

入射器 

X

図 14 放射光科学研究施設主要部断面図 (変更後):搬入前室及びダクトスペース室を一般管理区 

域とする。 

3800 4600 

3800 

照射実験室 

7500 15000 13000 18000 

4106 

2100 

装置組立室 

1500 

空調機械室(1) 

2400 

前室(1) 

B-B'断面図 

5710 

試料検査分析室 

床下ピット 

デッキ(1) 

リソグラフィー準備室 

A-A'断面図 

19 

A 

照射実験室 

図 15 放射光アイソトープ実験施設主要部断面図 (変更なし) 

4C 

6A 

6B 

7B 

6C 7C 

4B 4B 2C 

2A 

B2 

3B 3A 

B3 

3C1 B4 

3C3 4A 

B5 

1 

2 

B6 

B7 

B8 

B9 

B10 

1B 

0 25M 

28B 

27A2 

27B 

27A1 

T ◎ 

B 28A 

◎ I Dカードリーダー 

出入口 

B1 

B28 A' 

非常口 

3C2 

B27 

T 便所 

B26 

B25 

B24 

21 

B23 20A 

20B 

B22 19B 

19A 

B21 

18B 

18C 

B11 

B20 

B12 

B19 18A 

17B 

B18 

17C 

7A 

B13 

17A 

B14 

B17 

16B 

10A 

B15 B16 

◎ 8A 

11C 

9A 

16A1 16A2 

8B 

8C2 12B 

14B 

15A 

10B 

15C 

9C 11D 11A 

13C 14A 

15B 

13A 14C1 

10C 

12A 12C 13B 

14C2 

1 

11B 

13B2 

1C 

◎ 

T 

B' 

管理区域

遮へい能力に係る書類 

20

7 しゃへいの性能(変更あり) 

図 16 に線源と線量評価点を示す。線量評価点の線源に対する遮へい、距離及び線量を、表 4に示す。遮 

へいの詳細は図 17、図 18、図 19、図 20、図 21 及び図 22 に示す。計算の詳細は 8-3 以降に示す。各 

評価点に対する複数の放射性同位元素、放射線発生装置からの寄与を合算した線量値は、表 26 に示す。 

7-1 放射性同位元素の貯蔵箱の遮へい(変更なし) 

合計3 個の貯蔵箱がある。放射光科学研究施設・光源棟の貯蔵箱(設置場所は図 6 参照)の仕様を図 17 

に示す。耐火性貯蔵箱(日本アイソトープ協会製、I型RI金庫)の材質は鋳鉄で壁厚 15 mm である。放射光ア 

イソトープ実験施設の線源保管室内の 2 個の耐火性の貯蔵箱(設置場所は図 6、図 11 参照)の仕様を図 18、 

図 19 に示す。貯蔵箱(日本原子工業製、RS-203 型)は、鉛 20 mm 相当の遮へいである。貯蔵箱は貯蔵箱 

自身の鉛厚とあわせて 70 mm 以上となるように鉛遮蔽を設ける。冷蔵貯蔵箱(日本原子工業製、GRI-RF-03H 

型)は、鉛 3 mm 相当の遮へいである。 

21

表 3 放射光科学研究施設の管理区域の常時立ち入る場所における実効線量と遮へい(赤字部分変更) 

主な線源位置評価点 

貯蔵箱 

(図 16 の 1 印) 

貯蔵箱 

(図 16 の 1 印) 

貯蔵箱 

(図 16 の 6 印) 

ストレージリング入 

射点(図 16 の 3 

印) 


射点(図 16 の 3 

印) 


(図 16 の 4 印) 


(図 16 の 4 印) 


射点 

(図 16 の 3 印) 

ストレージリング・ 

入射用スリット 

(図 16 の 7 印) 


入射用スリット 

(図 16 の 7 印) 


ダンプ 

(図 16 の 8 印) 


ダンプ 

(図 16 の 8 印) 

微生物培養室 

(図 16 の A 印) 

細胞培養室 

(図 16 の B 印) 

光源棟実験室 

(図 16 の K 印) 


射点側面 

(図 16 の E 印) 


射点前方 

(図 16 の G 印) 

放射光ビームライ 

ン先端 

(図 16 の H 印) 

放射光ビームライ 

ン終端 

(図 16 の I 印) 


上部 

(図 16 の A2 印) 

線量率 

μSv/h 

15.8 * 1 

15.8 * 1 

距離 

m 

0.00159 0.5 鉄 1.5 cm 

22 

遮へい評価方法 

鉛 7 cm、ポリエチレン 

10 cm 

鉛 7 cm、ポリエチレン 

10 cm 

6.89 7 コンクリート 70 cm (1)(2)式 

0.116 19 コンクリート 200 cm (1)(2)式 

13.6 8 鉛 20 cm (1)(3)式 

0.283 32 鉛 20 cm (1)(3)式 

1.29 4.5 


(図 16 の M 印) 4.01 2.7 

2F サービスヤード 

(図 16 の A4 印) 5.76 4.2 


(図 16 の N 印) 1.05 5.2 

2F サービスヤード 

(図 16 の A3 印) 10.4 4.2 

コンクリート 105 cm 

鉄 5 cm 

コンクリート 33cm(有効 

厚)、鉄 8.8cm(有効厚) 

コンクリート 70cm 、鉄 

40cm 

コンクリート 50 cm(有効 

厚)、鉄 12cm(有効厚) 

コンクリート 70 cm、鉄 

70cm 

遮へいマニュアル 

表 6.4.3, 6.6.4(1) 


表 6.4.3, 6.6.4(1) 


表 6.5.2、表 6.4.3 

(1)(2)式 

(1)(2)式 

(1)(2)式 

(1)(2)式 

(1)(2)式

表 4 放射光科学研究施設の管理区域境界における実効線量と遮へい(赤字部分追加) 

主な線源位置評価点 

貯蔵箱 

(図 16 の 1 印) 

RI 処理室 2 

(図 16 の 2 印) 

貯蔵箱 

(図 16 の 6 印) 


入射点 

(図 16 の 3 印) 

ストレージリン 

グ・入射用スリッ 

ト(図 16 の 7 印) 

ストレージリン 

グ・ダンプ( 図 

16 の 8 印) 

フェンス外側 

(図 16 の C 印) 

北端の管理区域 

境界 

(図 16 の D 印) 

光源棟実験室外 

(図 16 の L 印) 


側面 

(図 16 の F 印) 

2F・サービスヤー 

ドと土盛りの境界 

(図 16 の A6 印) 

サービスヤードと 

土盛りの境界 

(図 16 の A5 印) 

線量率 

μSv/h 

距離 

m 

0.110 12 

0.0556 6 なし 

23 

遮へい評価方法 

鉛 7 cm 

ポリエチレン 10 cm 

0.0000110 6 鉄 1.5 cm 

0.458 6.5 コンクリート 130 cm (1)(2)式 

0.457 6.4 

1.06 5.6 

コンクリート 173 cm(有 

効厚)、鉄 27cm(有効 

厚) 

コンクリート 190 cm(有 

効厚)、鉄 54cm(有効 

厚) 


表 6.4.3, 6.6.4(1) 


表 6.4.3, 6.6.4(1) 


表 6.5.2、表 6.4.3 

(1)(2)式 

(1)(2)式

図 16 線量評価点 

24

図 17 貯蔵箱の仕様 (放射光科学研究施設・光源棟) (変更なし) 

25

図 18 貯蔵箱の仕様 (放射光アイソトープ実験施設(1)) 

:日本原子工業製、RS-203 型(変更なし) 

図 19 貯蔵箱の仕様 (放射光アイソトープ実験施設(2)) 

:冷蔵貯蔵箱、日本原子工業製、GRI-RF-03H 型)(変更なし) 

26

図 20 放射光科学研究施設・ストレージリング入射点周辺図 

27

2C 

2A 

J 

評価点I 

線源点4より32m 

1C 

3C 1 

0.5m 

B6 

1B I 

B5 

5 

鉛20cm 

評価点J 


B4 

鉛 15cm 

鉛 5cm 

鉛 2cm 

D.S.S 

40mm×70mm×100(t)mmの 

鉛で遮へい 

γストッパ 

設計上はここで完全に止まる 

漏れたものは横幅60mmに制限 

B3 

28 

水冷マスク+γストッパ 

20mm×60mmに制限 

B2 

28A 

γストッパ 

60mmφに制限 

27A 

0.9m 

H 

鉛 20cm相当 

B.B.S. 


又は 


評価点H 


0.5m 

0 25M 

B1 

4 

M.B.S. 

ステンレス40cm 

又は 

タングステン20cm 

B28 

4~5 線源点 

H~J 線量評価点 

放射線発生装置使用室 

※ ただし地図上は全域管理区域 

図 21 放射光科学研究施設ビームライン周辺図(代表例 BL-1B 及びスクレイパー) 

D 

6m 

2 

コンクリートパイル 

16.4m 

管理区域境界フェンス 1、2 線源点 

1m 

1m 

12m 

箱 1箱 

B A 

A~D 線量評価点 

C 

7m 

管理区域 

図 22 放射光アイソトープ実験施設線源保管室周辺図

8 放射線安全対策 

8-1 本機構における区域設定の基準(変更なし) 

本機構では放射線管理のために機構の放射線障害予防規定により以下に示す管理基準に基づいて区域管 

理を行っている。 

A) 管理区域 

1.立入禁止管理区域:空間線量率 100 mSv/h を超えるかまたはその恐れがある所 

2.立入制限管理区域: 

(a)空間線量率 20μSv/h を超えるかまたはその恐れがあり、100 mSv/h 以下の区域 

(b)空気中放射能濃度が告示別表第 2 の第 4 欄及び別表第 3 の第 2 欄に掲げる濃度限度の 10 分の 1 

を超えるか、または表面密度が告示別表第 4 に掲げる表面密度限度の 10 分の 1 を超えるか、あるいは超 

える恐れのある区域 

3.一般管理区域 :空間線量率が 1.5μSv/h(1 週間平均)を超えるかまたはその恐れのある区域で、上記 

(a)、(b)に該当しない区域 

B) その他の区域 

1.周辺監視区域: 

空間線量率が 0.2μSv/h(四半期平均)を超えるかまたはその恐れのある区域で、且つ空気中放射能濃度 

が告示別表第 2 の第 4 欄及び別表第 3 の第 2 欄に掲げる濃度限度の 10 分の 1 以下で、かつ表面密度が 

告示別表第 4 に掲げる表面密度限度の 10 分の 1 以下の区域 

2.一般区域 :空間線量率 0.2μSv/h(四半期平均) 以下の区域 

3.事業所境界における空間線量率:施設あたり 50μSv/y 以下 

放射線施設の新設、変更に際し、上記区域管理を行っていく上で必要となる施設の放射線遮蔽の設計基準 

は次の通りである。 

1.立入制限管理区域及び一般管理区域に係わる空間線量率は 1 時間あたりそれぞれ 100 mSv および 

20μSv 以下とする。 

2.周辺監視区域、一般区域および事業所境界に係わる空間線量率はそれぞれ 1 時間あたり 1.5μSv、 

0.2μSv および 1 年間あたり 50μSv 以下とする。 

なお、放射線障害防止法に定められた管理区域内の人が常時立ち入る場所、管理区域境界および事業所境 

界に係わる線量限度はそれぞれ週 1 m Sv、3 月間 1.3 mSv、3 月間 250μSv である。上記の設計基準を満 

足すれば、人が常時立ち入る管理区域内では必ず空間線量率が 20μSv/h 以下となり法による管理区域の係わ 

る規制値を十分下回る。また管理区域境界では必ず空間線量率が 1.5μSv/h 以下となり法による管理区域境界 

に係わる規制値を十分下回る。 

また、事業所境界に係わる設計基準である年間 50μSv 以下を満足すれば、法による事業所境界における規 

制値 250μSv/3 ヶ月を十分下回る。 

29

本施設ではこの管理基準などに基づき、管理区域が設定されている(図 6、図 8、図 10、図 11参照)。放 

射光アイソトープ実験施設の1階の線源保管室以外の区域は一般管理区域の管理基準で管理される。線源保 

管室は人が常時立ち入ることがなく、立ち入りは放射性同位元素の貯蔵箱からの出し入れの時に限定されるた 

め、立入制限管理区域(< 100 mSv /時)として管理される。それ以外の屋外および2階の部分は一般管理区域 

として管理される。 

放射光科学研究施設光源棟の光源棟ストレージリング室及び実験室の一部は立入制限管理区域として管理 

される。それ以外の部分は一般管理区域であり、屋外の一部は周辺監視区域である。 

8-2 ストレージリングの遮へい計算方式(変更なし) 

(1)中性子 

中性子については 15 GeV 電子が入射した際の SLAC での遮へい実験結果を基にした方法 

(T.M.Jenkins,Nucl.Instr.Meth.,159,265(1979))を用いる。これは今回の最大 3 GeV の電子にも十分安全 

側の値を与える。 

厚い鉄ターゲットが置かれているビームラインに平行に一定な厚さの側壁コンクリート遮蔽がある場合の入射 

電子または陽電子 1 個当りの中性子実効線量(Hn)は 

Hn = E0(sinθ/r) 2 [SH exp(-d(λ1･sinθ) -1) (1-0.72 cosθ) -2 + SM exp(-d(λ3･sinθ) -1) (1-0.75 cosθ) -1 

E0 : 入射電子の運動エネルギー (GeV) 

d : 側壁遮蔽の厚さ、コンクリートまたは土 (g cm-2) r : ターゲットから遮蔽の外側表面までの距離 (cm) 

θ : ターゲットから評価点を見込む角度 

λ1 : 高エネルギー中性子の減弱距離 (g cm -2) 

λ3 : 中間エネルギー中性子の減弱距離 (g cm -2) 

λ2 : 巨大共鳴中性子の減弱距離 (g cm -2) 

Z : ターゲットの原子番号 

SH : 実効的な高エネルギー(>100MeV)中性子の発生強度 

SM : 実効的な中間エネルギー(25-100MeV)中性子の発生強度 

+ 3.79×10 -13 Z 0.73 exp(-d(λ2・sinθ) -1) ] (Sv/e) (1) 

λ1,λ3,λ2はコンクリ-トに対して各々 120, 55, 30 g cm-2である。コンクリート以外については λ1,λ3,λ2は鉄に対 

して各々 145, 91.9, 49.5 g cm-2 で、鉛に対しては 225, 196.7, 106 g cm-2 である。土はコンクリートより軽元素 

の割合が多く質量数が小さいため減弱距離は小さいが、安全側にコンクリートと同じ値を用いる。 

SH,SM の値は各々 10-13、10-12 Sv GeV-1 であり、入射電子(または陽電子)の運動エネルギ-が 1 GeV 以 

上の時は、一定の値を採用する。 

30

(2)ガンマ線 

入射電子(または陽電子)によるガンマ線線量については上記の式は、以下のようになる。 

Hg = E0(sinθ/r) 2 [ 1.33×10 -11 exp(-μpd/sinθ) (1-0.98 cosθ) -1.2 

SH : (1)式と同じ 

μp : 光子の線減衰係数 (cm -1) 

+0.267 SH exp(-d(λ1･sinθ) -1)(1-0.72 cosθ) -2] (Sv/e) (2) 

右辺[ ]内の第 1 項が制動X線による線量で、第 2 項が中性子による 2 次ガンマ線の寄与である。この SLAC 

の実験では、光子の線減衰係数は、コンクリ-トについてのみ、求められている。DESY での 5GeV 電子に対 

する制動X線の遮へい実験(H.Dinter and K.Tesch: Nucl.Instr.Meth., 143, 349 (1977))から求められた、各 

種遮蔽体の光子線減衰係数を下の表 5に示す。 

表 5 各種遮蔽体の光子線減衰係数 

物質密度(g cm-3) 光子の線減衰係数の推奨値 (注) μp(cm-1) 光子の線減衰係数の最小値(cm-1) 鉛 11.3 0.47 0.47 

鉄 7.8 0.23 0.23 

コンクリート 2.4 0.055 0.048 

土 1.3 0.025 0.026 

(注):DESY での測定値 

鉛、鉄については DESY での測定値は、光子の線減衰係数の最小値に一致する。土などの低原子番号の 

物質については、DESY での測定値は線減衰係数の最小値よりも更に小さい値を示すが、安全側の評価とし 

て DESY での測定値を採用する。コンクリ-トについては、同じ DESY のグループが行った計算(H.Dinter, 

J.Pang and K.Tesch: Radiat.Prot.Dosim.,25,107(1988))でも、上の測定値に近い値を得ているため、この 

測定値を採用する。但し上の表 5の DESY のコンクリ-トの密度は、高エネルギー加速器研究機構での標準 

的な密度(約 2.35 g cm-3)よりも更に大きい。ここでは安全側の評価としてコンクリ-トの密度を 2.3 g cm-3 とし 

て表 5の μp の値を 0.53(=0.55×2.3÷2.4)に修正して用いた。 

31

(3)電子ビーム方向の制動X線 

電子または陽電子ビームの進行方向には、狭い角度範囲(5 度以内)に強い制動X線が現れる。上の (2)式は 

θ=0 を含む周辺は、特異点で使えないので Sakano による次式(M.Sakano et al., Radiat.Prot.Dosim., 

37(1991)165-173.)で評価する。 

Hg = 1.0×10 -8 (10 E0) 1.47 r -2 exp(-dμ) (Sv/e) (3) 

E0 : 入射電子(または陽電子)の運動エネルギー。0.2< E0

8-3 密封されていない放射線同位元素の使用方法(変更あり) 

放射光アイソトープ実験施設では、密封されていない放射線同位元素を使用する。本変更申請では、 99Tcを 

使用核種として追加する。放射光アイソトープ実験施設で使用する密封されていない放射線同位元素について 

変更前を表 6に、変更後を表 7に示す。 

表 7に示すように、使用方法により核種を以下の3グループに区分する。 

Aグループ(生物研究): 通常のトレーサー実験と、放射光照射ができる核種 

Bグループ(物性研究): 放射光照射のみができる核種(試料は固体) 

Cグループ(化学実験): トレーサー実験のみができる核種 

それぞれのグループ毎に、1日最大使用量に対する割合の和が1を超えないように使用する。また、Bグルー 

プの放射線同位元素の本施設への持込みにあたっては、次の2点を確認した上で受け入れるようにする。 

(1) 使用する放射線同位元素の数量の1日最大使用量に対する割合の和が、1を超えないこと。 

(2) 持ち込まれている放射線同位元素は、2群以下で合計 1.11 GBq を超えないこと。 

このような方法をとる限り、どのような放射線同位元素の組み合わせで、使用や貯蔵を行っても、空間線量率や 

濃度の規制値を逸脱することはない。このことは後述する。 

8-4 密封されていない放射性同位元素の貯蔵方法ならびに貯蔵能力(変更なし) 

(1) 貯蔵方法(変更なし) 

放射光アイソトープ実験施設の2つの耐火性の貯蔵箱で貯蔵する。Aグループの放射性同位元素は冷蔵貯 

蔵箱により貯蔵する。B、およびCグループは、貯蔵箱には貯蔵箱自身の鉛厚とあわせて7cm以上となるように 

鉛遮蔽を設ける。この貯蔵箱は図 22 に示すように設置される。線源保管室を入って向かって正面の壁の外側 

にはコンクリートパイル(厚さは2.6m~1.1m)があり、施設の外壁方向に対する十分な遮蔽として機能している。 

また、コンクリートパイルによる遮蔽を受けないような、貯蔵箱(図 22の1印)から一般区域との境界((図 22のC 

印))までのななめ方向の最短距離は12 mである。貯蔵箱(図 22の1印)から北端の管理区域境界(図 22のD 

印)までの距離は、16.4 mである。 

(2) 貯蔵能力(変更なし) 

AおよびCグループの貯蔵能力は、年間の最大使用量である。Bグループは、放射光科学研究施設の利用 

者のマシンタイムに原則として同期する形で、施設外より持ち込まれ、実験終了後には持ち出されるため、長期 

間にわたって貯蔵されたままとなることがない。以上のことからBグループの貯蔵能力は30 日間の最大使用量 

である。Bグループは使用の許可を得ている異なる核種の全量を同時には貯蔵しないため、2群、3群、4群が 

各々 1.11GBqである。 

機構では密封されていない放射性同位元素を表 9に示すような群別の総量で管理する。にA,B,Cグループ 

毎の群別の貯蔵能力を示す。表 10に合計の貯蔵能力と1群換算合計を示す。この値は A,Cグループの年間 

最大使用量の和、Bグループの2群、3群、4群の各々 1.11GBqの和になっている。表 10に示すように、別表 

第1第2欄の値の10万倍に対する比の和は0.092で1より小さい。 

33

表 6 放射光アイソトープ実験施設で使用する非密封放射性同位元素 (変更前) 

核種群別 

使用数量 

物理的 

状態 

化学形等 

1日最大 3月間年間 

貯蔵量 

使用の 

目的 

22Na 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

32Si 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

45Ca 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

44Ti 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

49V 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

54Mn 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

56Co 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 




60Co 2群液体すべての化合物 370 kBq 3.7 MBq 11.1 MBq 11.1 MBq 化学実験 

59Ni 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 


65Zn 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

68Ge 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

73As 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

85Sr 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 


88Y 2群固体すべての化合物 7.4 MBq 370 MBq 740 MBq 貯蔵無し物性研究 

91Y 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

88Zr 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 


93mNb 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

95Nb 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

95mTc 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

97mTc 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

105Ag 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

110mAg 2群固体すべての化合物 7.4 MBq 370 MBq 740 MBq 貯蔵無し物性研究 

113Sn 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

119mSn 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

123Sn 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

124Sb 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

125I 2群液体すべての化合物 370 kBq 3.7 MBq 11.1 MBq 11.1 MBq 化学実験 

134Cs 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 


34

表 6 (続き)放射光アイソトープ実験施設で使用する非密封放射性同位元素 (変更前) 

核種群別 

使用数量 

物理的 

状態 

化学形等 


貯蔵量 

使用の 

目的 

137Cs 2群液体すべての化合物 370 kBq 3.7 MBq 11.1 MBq 11.1 MBq 化学実験 

133Ba 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

139Ce 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

141Ce 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 


172Hf 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 



179Ta 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

182Ta 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

181W 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 


188W 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

193Pt 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

195Au 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

204Tl 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

32P 3群液体すべての化合物 3.7 MBq 185 MBq 370 MBq 370 MBq 生物研究 

33P 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

33P 3群液体すべての化合物 11.1 MBq 555 MBq 1.11 GBq 1.11 GBq 生物研究 

35S 3群液体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 3.7 GBq 生物研究 

35S 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

47Ca 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

48V 3群固体すべての化合物 7.4 MBq 370 MBq 740 MBq 貯蔵無し物性研究 

48Cr 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

52Mn 3群固体すべての化合物 7.4 MBq 370 MBq 740 MBq 貯蔵無し物性研究 

52Fe 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 



59Fe 3群液体すべての化合物 370 kBq 3.7 MBq 11.1 MBq 11.1 MBq 化学実験 

57Ni 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 


64Cu 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 



69mZn 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

35

表 6 (続き)放射光アイソトープ実験施設で使用する非密封放射性同位元素 (変更前) 

核種群別 

使用数量 

物理的 

状態 

化学形等 


貯蔵量 

使用の 

目的 




71As 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 












90Nb 3群固体すべての化合物 7.4 MBq 370 MBq 740 MBq 貯蔵無し物性研究 

99Mo 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

95Tc 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 



103Pd 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 


100Pd 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 123 MBq 物性研究 




119Sb 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 123 MBq 物性研究 









36

表 6 (続き)放射光アイソトープ実験施設で使用する非密封非密封放射性同位元素 (変更前) 

核種群別 

使用数量 

物理的 

状態 

化学形等 


貯蔵量 

使用の 

目的 

147Nd 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 




191Pt 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

193mPt 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 123 MBq 物性研究 

195mPt 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 


196Au 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 



3H 4群液体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 3.7 GBq 生物研究 

14C 4群液体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 3.7 GBq 生物研究 

14C 4群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 1.11 GBq 物性研究 


51Cr 4群液体すべての化合物 370 kBq 3.7 MBq 11.1 MBq 11.1 MBq 化学実験 


37

表 7 放射光アイソトープ実験施設で使用する非密封放射性同位元素(変更後) 

核種群別 

使用数量 

物理的 

状態 

化学形等 


貯蔵量 

使用の 

目的 

22Na 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

32Si 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

45Ca 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

44Ti 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

49V 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

54Mn 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 





60Co 2群液体すべての化合物 370 kBq 3.7 MBq 11.1 MBq 11.1 MBq 化学実験 





73As 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 



88Y 2群固体すべての化合物 7.4 MBq 370 MBq 740 MBq 貯蔵無し物性研究 




93mNb 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

95Nb 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 


97mTc 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 


110mAg 2群固体すべての化合物 7.4 MBq 370 MBq 740 MBq 貯蔵無し物性研究 


119mSn 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 



125I 2群液体すべての化合物 370 kBq 3.7 MBq 11.1 MBq 11.1 MBq 化学実験 



38

表 7 (続き)放射光アイソトープ実験施設で使用する非密封放射性同位元素(変更後) 

核種群別 

使用数量 

物理的 

状態 

化学形等 


貯蔵量 

使用の 

目的 

137Cs 2群液体すべての化合物 370 kBq 3.7 MBq 11.1 MBq 11.1 MBq 化学実験 

133Ba 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 


141Ce 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 





179Ta 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 





193Pt 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

195Au 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 74 MBq 物性研究 

204Tl 2群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

32P 3群液体すべての化合物 3.7 MBq 185 MBq 370 MBq 370 MBq 生物研究 

33P 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

33P 3群液体すべての化合物 11.1 MBq 555 MBq 1.11 GBq 1.11 GBq 生物研究 

35S 3群液体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 3.7 GBq 生物研究 

35S 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

47Ca 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

48V 3群固体すべての化合物 7.4 MBq 370 MBq 740 MBq 貯蔵無し物性研究 


52Mn 3群固体すべての化合物 7.4 MBq 370 MBq 740 MBq 貯蔵無し物性研究 




59Fe 3群液体すべての化合物 370 kBq 3.7 MBq 11.1 MBq 11.1 MBq 化学実験 

57Ni 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 





69mZn 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 

39


核種群別 

使用数量 

物理的 

状態 

化学形等 


貯蔵量 

使用の 

目的 
















90Nb 3群固体すべての化合物 7.4 MBq 370 MBq 740 MBq 貯蔵無し物性研究 

99Mo 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 







100Pd 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 123 MBq 物性研究 




119Sb 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 123 MBq 物性研究 








40


核種群別 

使用数量 

物理的 

状態 

化学形等 


貯蔵量 

使用の 

目的 


147Nd 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 





193mPt 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 123 MBq 物性研究 

195mPt 3群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 貯蔵無し物性研究 





3H 4群液体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 3.7 GBq 生物研究 

14C 4群液体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 3.7 GBq 生物研究 

14C 4群固体すべての化合物 37 MBq 1.85 GBq 3.7 GBq 1.11 GBq 物性研究 


51Cr 4群液体すべての化合物 370 kBq 3.7 MBq 11.1 MBq 11.1 MBq 化学実験 


41

表 8 密封されていない放射性同位元素のグループ毎の貯蔵能力 (変更なし) 

グループ貯蔵場所群別貯蔵能力 

A 

(生物研究) 

B 

(物性研究) 

C 

(化学実験) 

貯蔵箱 1 

3 群 5.18 GBq 

(日本原子工業製、GRI-RF-03H 型) 4 群 7.4 GBq 

貯蔵箱 2 

(日本原子工業製、RS-203 型) 

2 群 

3 群 

4 群 

1.11 GBq 

1.11 GBq 

1.11 GBq 

貯蔵箱 2 

(日本原子工業製、RS-203 型)C グループ 

2 群 

3 群 

4 群 

33.3 MBq 

11.1 MBq 

11.1 MBq 

表 9 機構における密封されていない放射性同位元素の群別の定義について 

群別放射性同位元素の種類 

第1群 Sr-90 及びα線を放出する同位元素 

第2群 

第3群 

物理的半減期が 30 日を超える放射線を放出する同位元素 

(H-3、Be-7、C-14、S-35、Fe-55、Fe-59 及び Sr-90 並びにα線を 

放出するものを除く。) 

物理的半減期が 30 日以下の放射線を放出する同位元素 

(F-18、Cr-51、Ge-71 及び Tl-201 並びにα線を放出するものを除 

く。)並びに S-35、Fe-55 及び Fe-59 

第4群 H-3、Be-7、C-14、F-18、Cr-51、Ge-71 及び Tl-201 

表 10 密封されていない放射性同位元素の合計の貯蔵能力と 1 群換算合計及び 

別表第1第 2 欄の値の 10 万倍に対する比 

群別各群の貯蔵能力別表第1第 2 欄の値の 10 万倍 

に対する比 

2群 1.14 GBq 0.013 

3群 6.30 GBq 0.038 

4群 8.52 GBq 0.041 

1 群換算合計 0.186 GBq 

比の和 0.092 

42

8-5 密封された放射性同位元素の使用・貯蔵方法(変更あり) 

放射光科学研究施設光源棟及び放射光アイソトープ実験施設で使用する変更前後の密封された放射性同 

位元素を表 11、表 12 に示す。今回の変更では、表 11 の下線の核種を除き、赤字の核種の数量を減らす。 

放射光アイソトープ実験施設の 2 個の貯蔵箱の密封された放射性同位元素の、変更前後の貯蔵能力を表 13、 

表 14 に示す。今回の変更では、表 13 の下線の核種を除き、赤字の核種の数量を減らす。放射光アイソトー 

プ実験施設の貯蔵箱から一般区域との境界(管理区域のフェンス)までのななめ方向の最短距離は 12 m である。 

貯蔵箱から北端の管理区域境界までの距離は 16.4 m である。 

放射光科学研究施設光源棟の貯蔵箱の密封された放射性同位元素の、変更前後の貯蔵能力を表 15 と 

表 16 に示す。 

表 11 使用する密封された放射性同位元素一覧表 

(変更前:変更後は下線の核種を除く。また赤字の核種の数量を減らす。) 

核種物理的化学形等密封の 1個あたりの使用の 

状態状態数量/個数/合計数量目的,方法,場所 

90 Sr 固体すべての化学形状態1 370 MBq / 1 / 370 MBq 目的1,方法1,場所1 

90 Sr 固体すべての化学形状態1 37 MBq / 5 / 185 MBq 目的1,方法1,場所1 

55 Fe 固体すべての化学形状態1 3.7 GBq / 1 / 3.7 GBq 目的1,方法1,場所1 

55 Fe 固体すべての化学形状態1 370 MBq / 1 / 370 MBq 目的1,方法1,場所1 



241 Am 固体すべての化学形状態1 370 MBq / 2 / 740 MBq 目的1,方法1,場所1 

241 Am 固体すべての化学形状態1 37 MBq / 1 / 37 MBq 目的1,方法1,場所1 

241 Am 固体すべての化学形状態1 11.1 GBq / 1 / 11.1 GBq 目的1,方法1,場所1 

241 Am 固体すべての化学形状態1 3.7 GBq / 2 / 7.4 GBq 目的1,方法1,場所1 

99 Tc 液体or固体化合物状態2 3.0 MBq / 30 / 90 MBq 目的1,方法1,場所1 

237 Np 液体or固体単体or化合物状態3 3.7 MBq / 2 / 7.4 MBq 物性研究,方法2,場所2 

241 Am 液体or固体単体or化合物状態3 37 MBq / 5 / 185 MBq 物性研究,方法2,場所2 

241 Am 液体or固体単体or化合物状態3 3.7 MBq / 2 / 7.4 MBq 物性研究,方法2,場所2 


243 Am 液体or固体単体or化合物状態3 18.5 MBq / 2 / 37 MBq 物性研究,方法2,場所2 


248 Cm 液体or固体単体or化合物状態3 3.7 MBq / 2 / 7.4 MBq 物性研究,方法2,場所2 

99 Tc 液体or固体単体or化合物状態3 37 MBq / 1 / 7 MBq 物性研究,方法2,場所2 

99 Tc 液体or固体単体or化合物状態3 3.7 MBq / 2 / 7.4 MBq 物性研究,方法2,場所2 

但し 

状態1: 金属等により密封状態2: ステンレス及びカプトン膜で密封 

43

状態3: 金属、高分子材料、ガラス等で密封 

目的1: 検出器の較正および研究 

方法1: 線源支持台にのせるなどして放射線場を作る。週168 時間、3ヶ月2184 時間使用する。 

方法2: 放射光照射。週168 時間、3ヶ月2184 時間使用する。 

場所1: 放射光研究施設光源棟(放射光アイソトープ実験施設を含む) 

場所2: 放射光アイソトープ実験施設照射実験室、RI 測定室、試料検査分析室、微生物培養室、細胞培 

養室、RI 処理室1、RI 処理室2、RI 処理室3 

表 12 使用する密封された放射性同位元素一覧表(変更後) 

核種物理的化学形等密封の 1個あたりの使用の 

状態状態数量/個数/合計数量目的,方法,場所 

55 Fe 固体すべての化学形状態1 3.7 GBq / 1 / 3.7 GBq 目的1,方法1,場所1 


241 Am 固体すべての化学形状態1 370 MBq / 1/ 370 MBq 目的1,方法1,場所1 

99 Tc 液体or固体化合物状態2 3.0 MBq / 30 / 90 MBq 目的1,方法1,場所1 

237 Np 液体or固体単体or化合物状態3 3.7 MBq / 2 / 7.4 MBq 物性研究,方法2,場所2 




243 Am 液体or固体単体or化合物状態3 18.5 MBq / 2 / 37 MBq 物性研究,方法2,場所2 


248 Cm 液体or固体単体or化合物状態3 3.7 MBq / 2 / 7.4 MBq 物性研究,方法2,場所2 

99 Tc 液体or固体単体or化合物状態3 37 MBq / 1 / 7 MBq 物性研究,方法2,場所2 

99 Tc 液体or固体単体or化合物状態3 3.7 MBq / 2 / 7.4 MBq 物性研究,方法2,場所2 

但し 

状態1: 金属等により密封状態2: ステンレス及びカプトン膜で密封 

状態3: 金属、高分子材料、ガラス等で密封 

目的1: 検出器の較正および研究 

方法1: 線源支持台にのせるなどして放射線場を作る。週168 時間、3ヶ月2184 時間使用する。 

方法2: 放射光照射。週168 時間、3ヶ月2184 時間使用する。 

場所1: 放射光研究施設光源棟(放射光アイソトープ実験施設を含む) 

場所 2: 放射光アイソトープ実験施設照射実験室、RI 測定室、試料検査分析室、微生物培養室、細胞培 

養室、RI 処理室1、RI 処理室2、RI 処理室3 

44

表 13 放射光アイソトープ実験施設の密封された放射性同位元素の貯蔵能力(変更前:変更後は下線部 

を削除、また赤字は数量を減らす)。 

保管場所:放射光アイソトープ実験施設線源保管室内貯蔵箱(日本原子工業製、RS-203 型) 

核種 1 個当たりの数量及び個数核種 1 個当たりの数量及び個数 

90Sr 370 MBq × 1 237Np 3.7 MBq × 2 

90Sr 37 MBq × 5 241Am 37 MBq × 5 

55Fe 3.7 GBq × 1 241Am 3.7 MBq × 2 

55Fe 370 MBq × 1 243Am 37 MBq × 2 

55Fe 370 MBq × 1 243Am 18.5 MBq × 2 

55Fe 37 MBq × 1 243Am 3.7 MBq × 2 

241Am 370 MBq × 2 248Cm 3.7 MBq × 2 

241Am 37 MBq × 1 99Tc 37 MBq × 1 

241Am 11.1 GBq × 1 99Tc 3.7 MBq × 2 

241Am 3.7 GBq × 2 

99Tc 3.0 MBq × 30 

表 14 放射光アイソトープ実験施設の密封された放射性同位元素の貯蔵能力(変更後)。 

保管場所:放射光アイソトープ実験施設線源保管室内貯蔵箱(日本原子工業製、RS-203 型) 

核種 1 個当たりの数量及び個数核種 1 個当たりの数量及び個数 

55Fe 3.7 GBq × 1 243Am 37 MBq × 2 

55Fe 370 MBq × 1 243Am 18.5 MBq × 2 

241Am 370 MBq × 1 243Am 3.7 MBq × 2 

99Tc 3.0 MBq × 30 248Cm 3.7 MBq × 2 

237Np 3.7 MBq × 2 99Tc 37 MBq × 1 

241Am 37 MBq × 5 99Tc 3.7 MBq × 2 

241Am 3.7 MBq × 2 

45

表 15 放射光科学研究施設光源棟の密封された放射性同位元素の貯蔵能力 (変更前:変更後は下線部を 

削除、また赤字は数量を減らす)。 

保管場所:放射光科学研究施設光源棟貯蔵箱 3(日本アイソトープ協会製、Ⅰ型RI金庫) 

核種 1 個当たりの数量及び個数 

90Sr 370 MBq × 1 

90Sr 37 MBq × 5 

55Fe 3.7 GBq × 1 

55Fe 370 MBq × 1 

55Fe 370 MBq × 1 

55Fe 37 MBq × 1 

241Am 370 MBq × 2 

241Am 37 MBq × 1 

241Am 11.1 GBq × 1 

241Am 3.7 GBq × 2 

99Tc 3.0 MBq × 30 

表 16 放射光科学研究施設光源棟の密封された放射性同位元素の貯蔵能力(変更後)。 

保管場所:放射光科学研究施設光源棟貯蔵箱 3(日本アイソトープ協会製、I 型RI金庫)。 

核種 1 個当たりの数量及び個数 

55Fe 3.7 GBq × 1 

55Fe 370 MBq × 1 

241Am 370 MBq × 1 

99Tc 3.0 MBq × 30 

8-6 放射光科学研究施設・ストレージリングの使用方法など(変更あり) 

8-6-1 定格運転 

放射光科学研究施設・ストレ-ジリングの性能などについて変更前を表 17 に、変更後を表 18 に示す。 

入射点とストレ-ジリングにおけるビーム損失量についての変更はない(表 19 参照)。表 18 に示すように最 

大ビーム強度 1.00 A、最大蓄積粒子数 3.87×1012個であるが、最大出力は 2.00 GeV・A で制限されており、 

線量も最大出力の場合に最大になる。これは 2.5 GeV のエネルギーで最大ビーム強度 0.8 A ,最大蓄積粒子 

数は 3.11×1012 個を蓄積する場合に相当するため、以下ではこの場合の線量を計算する。入射の効率は安全 

側に見て 25 % なので、蓄積量の 3 倍、9.33×1012 個の電子または陽電子が損失する。運転中の 1 週間の入 

射の頻度も安全側にみて 2 時間に 1 回なので損失を 1 秒当たりに平均すると、入射時の損失は 1.30×109 個/s, 

46

蓄積時の損失は 4.32×108個/s となる。連続入射する場合には、入射の頻度は増えても 1 回当たりの入射粒子 

数は減る。運転中の 1 週間のビームの平均寿命も安全側にみて 2 時間以上あり、1 週間の損失を 1 秒当たりに 

平均すると、入射時の損失は 1.30×109 個/s, 蓄積時の損失は 4.32×108 個/s を越えない。単バンチ運転など 

ビームの寿命が通常より短い運転では、最大ビ-ム強度も小さくなるため、平均のビーム損失量は上記の値を 

越えない。 

新設した入射点上流のトップアップ入射用スリット及びビームダンプのビーム損失量を表 20 に示す。以下で 

は、この損失量に基づいて線量を評価する。トップアップ入射時には、入射点での出力が 0.65W を超えないよ 

うに運転するので、前述した「入射点とストレ-ジリングにおけるビーム損失量」の最大値を超えることはない。 

8-6-2 加速器調整時の措置 (新規) 

加速器調整のために一時的に線量が上昇する恐れのある場合は、放射線エリアモニタやサーベイメー 

タなどで線量を監視しながら法の管理区域基準を超えないよう運転を行い、必要に応じて当該区域から 

の人払いなどの措置を講じる。一時的に機構の管理区域基準を超える恐れのある場合は、一般管理区域 

の一部に立入制限区域及び立入禁止区域を設けることとする。 

表 17 放射光科学研究施設・ストレージリングの性能など(変更前) 

種類シンクロトロン (高エネルギー加速器研究機構製放射光科学研究施設・ストレージリング) 

台数 1台 

性能 

使用の 

目的 

使用の 

方法 

加速粒子の種類最大エネルギー最大出力その他 

電子 

3.00 GeV 2.00 GeV・A 最大ビーム強度 1.00 A 

最大蓄積粒子数 3.87×10 

陽電子 

3.00 GeV 2.00 GeV・A 

12 個 

最大ビーム強度 1.00 A 

最大蓄積粒子数 3.87×1012 個 

放射光及び高エネルギー放射線の利用研究、高エネルギー物理実験用検出器のテスト 

及び放射光を利用する物理実験 

週 168 時間、3 ヶ月 2184 時間使用する。電子・陽電子ビームを蓄積し、放射光を発生させる。 

使用の放射線発生装置設置場所放射線発生装置使用室 

場所放射光科学研究施設光源棟ストレージリング室放射光科学研究施設光源棟ストレージリング室 

表 18 放射光科学研究施設・ストレージリングの性能など(変更後) 

種類シンクロトロン (高エネルギー加速器研究機構製放射光科学研究施設・ストレージリング) 

台数 1台 

性能加速粒子の種類最大エネルギー最大出力その他 

47

使用の 

目的 

使用の 

方法 

電子 

陽電子 

3.50 GeV 

3.50 GeV 

2.00 GeV・A 

2.00 GeV・A 

48 





放射光及び高エネルギー放射線の利用研究、高エネルギー物理実験用検出器のテスト 

及び放射光を利用する物理実験 

週 168 時間、3 ヶ月 2184 時間使用する。電子・陽電子ビームを蓄積し、放射光を発生させる。 

使用の放射線発生装置設置場所放射線発生装置使用室 

場所放射光科学研究施設光源棟ストレージリング室放射光科学研究施設光源棟ストレージリング室

表 19 入射点及びストレージリングにおけるビーム損失量(変更なし) 

ビーム損失率 

入射の頻度 2 時間に 1 回、または同等量の 

粒子を連続的に入射 

ビーム損失の空間分布 

入射の効率 25 % 

入射用機器を含 

む部分 

49 

80 % 

その他の部分 20 % 

特に強い一点 (注 1) 64 % 

その他の点線源 16 % 

任意の一点 (注 2) 2 % 

全体に一様な損失 18 % 

(注 1) 特に強い一点とは、入射時においては入射セプタム電磁石出口、蓄積時にはスクレーパがこれに当た 

る。 

(注 2) 入射用機器を含む部分以外でもビーム振動の振幅が大きい場所では、損失の割合が大きくなる場合が 

あるが、計算によるとこの値を越えない。 

表 20 新設のトップアップ入射用スリット及びビームダンプにおけるビーム損失量(新規) 

入射点上流トップアップ入射 

用スリット 

ビーム損失率使用方法 

6.5W (注 3) 週 168 時間、3 ヶ月 2184 時間 

使用する。 

ビームダンプ 65W (注 4) 週 168 時間、3 ヶ月 2184 時間 

使用する。ビームダンプ使用時 

には、ストレージリングへの入射 

は行わない。 

(注 3) 1 時間平均。ただし、トップアップ入射用スリットを通って入射点に運ばれるビームは 0.65W を超えない。 

これは、表 19 の入射の頻度が「2 時間に 1 回、または同等量の粒子を連続的に入射」という条件を満足する。 

(注 4) 1 時間平均。ビームダンプで 100%損失する。

8-7 貯蔵箱からの漏洩線量 (変更あり) 

(1) 放射光アイソトープ実験施設の貯蔵箱(変更あり) 

放射光アイソトープ実験施設の2個の貯蔵箱のある線源保管室は人が常時立ち入ることがなく、立入制限管 

理区域(< 100 mSv/時)として管理されている。冷蔵貯蔵箱(貯蔵箱1)には、表 10 の密封されていない放射性 

同位元素のうち、Aグループの全てを貯蔵するときが、漏洩線量が最大になる。このときの貯蔵箱1表面から 50 

cm での線量率を下の表に示す。 

表 21 放射光アイソトープ実験施設の貯蔵箱 1(冷蔵貯蔵箱、日本原子工業製、GRI-RF-03H 型)に貯 

蔵する放射性同位元素からの漏えい線量(変更なし) 

群別数量グループ実効線量率定数 

μSv・m2 貯蔵箱(鉛 3mm 相当)表面から 

/ MBq / h 50 cm での線量率 μSv / h 

3 群 5.18 GBq 非密封 A 0.00200 10.3 

4 群 7.4 GBq 非密封 A 1.59×10 -5 2.77×10 -6 

合計 10.3 

使用の許可を得ている A グループの 3 群の核 32P、 35S、 33P のうちでは、 32P による実効線量率定数(「放射線 

施設のしゃへい計算実務マニュアル」(原子力安全技術センター、2000 年)の表 6.5.1)が、最も大きい。4 群の核 

3H、 14C のうちでは、 14C による実効線量率定数が大きい。このため 32P と 14C を貯蔵するときの線量を示す。 

β 線放出核種による実効線量率定数は、貯蔵箱 1 の壁の原子番号 26 のターゲットで発生する制動放射線を考 

慮する。「放射線施設のしゃへい計算実務マニュアル」(原子力安全技術センター、2000 年)の表 6.5.1 の原子 

番号 20 のターゲットに対する実効線量率定数の値に、表 1.3.1 の原子番号 26 の場合の比 1.344 を乗じて 

表 9(a)第 4 欄に示した。冷蔵貯蔵箱(日本原子工業製、GRI-RF-03H 型)の鉛 3 mm 相当による β 線放出核 

種からの制動放射線の実効線量透過率は、遮へいマニュアルの表 6.5.2(2), 表 6.5.2(3)を用いた。 

貯蔵箱 2 には、表 12 の全ての密封された放射性同位元素と、密封されていない放射性同位元素のうち、B、 

C グループを貯蔵する。使用の許可を得ている B グループの各群の核種のうち、実効線量率定数(アイソトー 

プ手帳、第 10 版、日本アイソトープ協会)が最も大きい核種は 2 群では 56Co、3 群では 90Nb、4 群では 51Cr で 

ある。Cグループは 2 群では 60Co、3 群では 59Fe、4 群では 51Cr である。このため貯蔵箱 2 からの漏洩線量が 

最大になるのは、表 23 に示すように、これらの密封されていない放射性同位元素と密封された放射性同位元 

素を同時に貯蔵する時である。 

50

表 22 放射光アイソトープ実験施設の貯蔵箱 2(日本原子工業製、RS-203 型)に貯蔵する放射性同位元 

素からの漏えい線量(変更前:変更後は下線の核種を除く、または赤字の核種の数量を減らす)。 

核種 1 個当たりのグループ実効線量率定数 

数量及び個数 

μSv・m2 貯蔵箱(鉛 70mm 相当)表面から 

/ MBq / h 50 cm での線量率 μSv / h 

2 群 1.11 GBq 非密封 B 0.424( 56Co の場合) 6.72 (鉛 5cm 追加。合計 12 cm 相当) 

3 群 1.11 GBq 非密封 B 0.478( 90Nb の場合) 10.1 (鉛 5cm 追加。合計 12 cm 相当) 

4 群 1.11 GBq 非密封 B 0.00458( 51Cr の場合) 0 (鉛 5cm 追加。合計 12 cm 相当) 

2 群 33.3 MBq 非密封 C 0.305( 60Co の場合) 1.10 

3 群 11.1 MBq 非密封 C 0.147( 59Fe の場合) 0.146 

4 群 11.1 MBq 非密封 C 0.00458( 51Cr の場合) 0 

90Sr 370 MBq × 1 密封 0.00378 0.00945 

90Sr 37 MBq × 5 密封 0.00378 0.00473 

55Fe 3.7 GBq × 1 密封 0 

55Fe 370 MBq × 1 密封 0 

55Fe 370 MBq × 1 密封 0 

55Fe 37 MBq × 1 密封 0 

241Am 370 MBq × 2 密封 0.00395 0 

241Am 37 MBq × 1 密封 0.00395 0 

241Am 11.1 GBq × 1 密封 0.00395 0 

241Am 3.7 GBq × 2 密封 0.00395 0 

99Tc 3.0 MBq × 30 密封 0 

237Np 3.7 MBq × 2 密封 0.00309 0.000091 

241Am 37 MBq × 5 密封 0.00395 0 

241Am 3.7 MBq × 2 密封 0.00395 0 

243Am 37 MBq × 2 密封 0.00905 0 

243Am 18.5 MBq × 2 密封 0.00905 0 

243Am 3.7 MBq × 2 密封 0.00905 0 

248Cm 3.7 MBq × 2 密封 2.59 34.7(ポリエチレン 10cm 追加) 

99Tc 37 MBq × 1 密封 0 

99Tc 3.7 MBq × 2 密封 0 

合計 52.8 

51

表 23 放射光アイソトープ実験施設の貯蔵箱 2(日本原子工業製、RS-203 型)に貯蔵する放射性同位元 

素からの漏えい線量(変更後) 

核種 1 個当たりのグループ実効線量率定数 

数量及び個数 

μSv・m2 貯蔵箱(鉛 70mm 相当)表面から 50 

/ MBq / h cm での線量率 μSv / h 

2 群 1.11 GBq 非密封 B 0.424( 56Co の場合) 6.72 (鉛 5cm 追加。合計 12 cm 相当) 

3 群 1.11 GBq 非密封 B 0.478( 90Nb の場合) 10.1 (鉛 5cm 追加。合計 12 cm 相当) 

4 群 1.11 GBq 非密封 B 0.00458( 51Cr の場合) 0 (鉛 5cm 追加。合計 12 cm 相当) 

2 群 33.3 MBq 非密封 C 0.305( 60Co の場合) 1.10 

3 群 11.1 MBq 非密封 C 0.147( 59Fe の場合) 0.146 

4 群 11.1 MBq 非密封 C 0.00458( 51Cr の場合) 0 

55Fe 3.7 GBq × 1 密封 0 

55Fe 370 MBq × 1 密封 0 

241Am 370 MBq × 1 密封 0.00395 0 

99Tc 3.0 MBq × 30 密封 0 

237Np 3.7 MBq × 2 密封 0.00309 0.000091 

241Am 37 MBq × 5 密封 0.00395 0 

241Am 3.7 MBq × 2 密封 0.00395 0 

243Am 37 MBq × 2 密封 0.00905 0 

243Am 18.5 MBq × 2 密封 0.00905 0 

243Am 3.7 MBq × 2 密封 0.00905 0 

248Cm 3.7 MBq × 2 密封 2.59 34.7(ポリエチレン 10cm 追加) 

99Tc 37 MBq × 1 密封 0 

99Tc 3.7 MBq × 2 密封 0 

合計 52.8 

52

貯蔵箱 2(日本原子工業製、RS-203 型)は、鉛 20 mm 相当の遮へい能力を持つ。これに鉛 50 mm 相当 

の遮へいを追加して置き、合計鉛 70 mm 相当の遮へい能力を持つ。B グループの非密封 RI は更に鉛 5cm 

相当の遮へい容器に入れ、合計、鉛 12 cm 相当の遮へいをする。γ 線放出核の実効線量率定数は、アイソト 

ープ手帳(第 10 版、日本アイソトープ協会)からとった。β 線放出核種からの制動放射線の実効線量透過率は、 

遮へいマニュアルの表 6.5.2、γ 線の実効線量透過率は表 6.4.3 の値をとった。表に無い 90Nb の場合は、表 

6.3.6(2)と同様の方法で計算した。 55Fe は 6.5 keV 以下の γ 線を放出するが、線量の貯蔵箱の外への寄与は 

遮へいマニュアルのように無視した。 243Am も放出 γ 線エネルギーが 51Cr よりも低く(アイソトープ手帳 10 版)、 

実効線量透過率が 51Cr に対する値よりも小さいため線量の貯蔵箱の外への寄与は無視した。 99Tc も放出 β 線 

エネルギーが 90Sr よりも低く、線量の貯蔵箱の外への寄与は無視した。 237Np は上の表の値に娘核の 233Pa の 

実効線量率定数(0.0308, アイソトープ手帳 10 版)を加えて、安全側により高いエネルギーの γ 線を放出する 

131I の実効線量透過率を採用する。 

248Cm は α 崩壊核種であるが、8.39 % は自発核分裂で崩壊する(Table of Isotopes 第 8 版(1996))。核分 

裂中性子が 0.259 (Bq s) -1 発生し、中性子の平均エネルギーは 2.07 MeV である(ICRP Publication 38, 

Radionuclide Transformations (1983))。 248Cm を貯蔵する場合は、ポリエチレン 10cm の追加遮へいを置く。 

248Cm の中性子は 252Cf 中性子源からの平均 2.2 MeV の中性子よりエネルギーが低いが、安全側に中性子 

の実効線量率定数は、遮へいマニュアルの表 6.6.1 の 252Cf 中性子源に対する値を採用した。ポリエチレン 

による中性子の実効線量透過率も表 6.6.4(1)の 252Cf に対する値を採用する。貯蔵箱の鉛による中性子遮へい 

効果を無視する。 

2 個の貯蔵箱からの線量を合計しても 63.1μSv/h で、立入制限管理区域の基準(< 100 mSv/時)を満たして 

いる。 

53

(2) 放射光科学研究施設光源棟の貯蔵箱(変更あり) 

放射光科学研究施設光源棟の貯蔵箱 3 の周辺は、人が常時立ち入る一般管理区域として管理されている。 

貯蔵箱には密封された放射性同位元素だけを貯蔵する。 

表 24 放射光科学研究施設光源棟の貯蔵箱 3(日本アイソトープ協会製、I 型RI金庫)に貯蔵する放射 

性同位元素からの漏えい線量(変更前:変更後は下線の核種を除く、または赤字の核種の数量を減らす)。 

核種 1 個当たりの数量グループ実効線量率定数 

及び個数 

μSv・m2 貯蔵箱(鋳鉄の壁厚 15mm)表面 

/ MBq / h から 50 cm での線量率 μSv / h 

90Sr 370 MBq × 1 密封 0.00378 2.50 

90Sr 37 MBq × 5 密封 0.00378 1.25 

55Fe 3.7 GBq × 1 密封 0 

55Fe 370 MBq × 1 密封 0 

55Fe 370 MBq × 1 密封 0 

55Fe 37 MBq × 1 密封 0 

241Am 370 MBq × 2 密封 0.00395 0.00159 

241Am 37 MBq × 1 密封 0.00395 0.000079 

241Am 11.1 GBq × 1 密封 0.00395 0.0238 

241Am 3.7 GBq × 2 密封 0.00395 0.0159 

99Tc 3.0 MBq × 30 密封 0 

合計 3.79 

表 25 放射光科学研究施設光源棟の貯蔵箱 3(日本アイソトープ協会製、I 型RI金庫)に貯蔵する放射 

性同位元素からの漏えい線量(変更後) 

核種 1 個当たりの数グループ実効線量率定数 

量及び個数 

μSv・m2 貯蔵箱(鋳鉄の壁厚 15mm)表面か 

/ MBq / h ら 50 cm での線量率 μSv / h 

55Fe 3.7 GBq × 1 密封 0 

55Fe 370 MBq × 1 密封 0 

241Am 370 MBq × 1 密封 0.00395 0.00159 

99Tc 3.0 MBq × 30 密封 0 

合計 0.00159 

β 線放出核種からの制動放射線の実効線量透過率は、遮へいマニュアルの表 6.5.2、γ 線の実効線量透過率は 

表 6.4.3 の値をとった。貯蔵箱からの線量は 0.00159μSv/h で、一般管理区域の基準(< 20μSv/時)を満たし 

ている。 

54

8-8 放射光科学研究施設・ストレージリングからの漏洩線量 (変更あり) 

評価は入射点、スクレーパ、リング一様損失、新設の入射点上流トップアップ入射用スリット及びビームダンプ 

の各線源から最も寄与の大きい箇所について行った。また遮へいの厚さ、線源からの距離は、表 3と表 4に示 

した。運転中の放射光科学研究施設・ストレージリングには、立ち入りが出来ない。リング周辺の線量は、エネル 

ギーと電流の積に比例し、2.5 GeV で 800mA まで入射した際に最大になる。 

以下では、① 

8-8-1 入射点及びストレージリング (変更あり) 

入射時の損失の 64 % が入射セプタム(図 20 3 印)に集中すると、1 秒当たりに平均した損失は 8.32×108 個/s となる。トップアップ入射で連続的に入射する場合でも、1 週間の損失を 1 秒当たりに平均すると、入射セプ 

タムでの損失は上記の値を越えない。側面の加速器機械室((図 20 E 印)では(1)(2)式を用いて中性子 

1.65μSv/h, γ 線 5.24μSv/h で合計 6.89μSv/h になり一般管理区域の基準(< 20μSv /時)を満たしている。側 

面の搬入口側((図 20 F 印)では中性子 0.228μSv/h, γ 線 0.230μSv/h で合計 0.458μSv/h になり一般管理 

区域の基準(< 20μSv /時)を満たしている。前面の実験室((図 20 G 印)では中性子 0.0581μSv/h, γ 線 

0.0580μSv/h で合計 0.116μSv/h になり一般管理区域の基準(

生じた場合には、その区域を立入制限管理区域として管理する。この場合、サーベイメータなどにより空間線量 

率を監視して出入管理を行い、必要に応じて鉛ブロックなどによる遮蔽、ならびに作業時間の制限を行って、管 

理基準を逸脱しないように管理される。 

トップアップ入射時には、強い光源をもつビームラインで一時的に線量が上昇する可能性がある。このため 1 

階の図 6に示す BL-14, BL-16 の部分は立入制限管理区域に設定する。 

8-8-2 トップアップ入射用スリット (新規) 

トップアップ入射用スリット(図 20 7 印)を使用するときは、スリットまで 1 時間平均で 6.5W のビームを導く。ス 

リットでは最大 6.5W100%のビーム損失が起こりえる。これは 2.5GeV のエネルギーのビームで 1.62×1010 個/s 

の電子損失率に相当する。ただし、スリットを通過して入射点に運ばれるビームは、その 10% 0.65W を超えな 

いように運転する。これは 2.5GeV のエネルギーのビームが 1.62×109 個/s の割合で入射点に運ばれることに相 

当する。この条件では、前述の入射点及びストレージリングでのビーム損失量(1 週間平均)を超えない。後方の 

実験室((図 20 M 印)では中性子 3.15μSv/h, γ 線 0.863μSv/h で合計 4.01μSv/h になり一般管理区域 

(

本施設内の空間線量は、密封用及び非密封用の貯蔵箱からの漏洩線量、使用中の放射性同位元素からの 

線量、および施設に隣接する放射光科学研究施設・ストレージリングからの漏洩線量の和となる。実際に貯蔵箱 

(図 16の1印)に貯蔵能力に近い数量が貯蔵される頻度は少ないと予想されるが、以下では密封及び非密封の 

放射性同位元素の貯蔵能力一杯の数量が貯蔵された時の空間線量率、ならびに、作業者の被曝線量につい 

て述べる。作業室の中では、線源保管室に隣接する微生物培養室および細胞培養室の、線源保管室側の壁 

際(図 16のA,B印)が最も高い空間線量率となる可能性がある位置である。貯蔵箱と隣室のA点とは1m離れて 

いるので、A点における貯蔵箱からの線量率は、表 21、表 23の貯蔵箱表面から 50 cmでの線量率の値の 

1/4 になり、15.8μSv/h となる。A点はビームダンプ(図 16の8印)から43m 離れており、放射線発生装置によ 

る線量の寄与は4式を用いて0.0176μSv/h と計算される。したがって、使用中の密封されていない放射性同位 

元素からの線量2μSv/h、密封された放射性同位元素からの線量2μSv/hとあわせてA点での空間線量率は、最 

大19.8μSv/hとなり、一般管理区域の管理基準である20μSv/h を下回る。なお、安全側に立って壁による遮蔽 

効果は、考慮していない。 

8-10 管理区域及び事業所境界の空間線量率(下線部変更) 

管理区域境界(フェンス)は直接一般区域と接しており、この境界では本機構一般区域に係わる管理基準 

0.2μSv/h 以下でなければならない。2 つの貯蔵箱に表 21、表 23 の数量を貯蔵すると、図 16 の C 印におい 

て、空間線量率が最大となる。貯蔵箱から 50 cm の位置で 63.1μSv/h であるため、貯蔵箱から 12 m 離れ 

た C点では建物の遮へいを無視しても 0.110Sv/h になる。C 点ではビームダンプから 39 m 離れており、放射 

線発生装置による線量の寄与は 4 式を用いて 0.0216μSv/h と計算される。さらに使用中の密封された放射性 

同位元素は 1m の距離で 2μSv/h 以上となる場合には、未満となるように遮蔽を施した上で使用するため、7m 

以上の距離のフェンスの位置では、空間線量率は最大 0.041μSv/h となる。密封されていない放射性同位元 

素は 0.5m の距離で 2μSv/h 以上となる場合には、未満となるように遮蔽を施した上で使用するため、7m 以上 

の距離のフェンスの位置では、空間線量率は最大 0.010μSv/h となる。したがって C 点における空間線量率は 

合計、0.183Sv/h になり、一般区域の管理基準である 0.2μSv/h を下回る。 

北端の管理区域境界フェンス(図 16 の D 印)から最短の作業室図 16 の 2 印)までは 6m 離れているため 

(図 22 参照)、使用中の密封された放射性同位元素による空間線量率は最大 0.0556μSv/h になる。密封さ 

れていない放射性同位元素による空間線量率は最大 0.0139μSv/h になる。貯蔵箱までは 16.4 m 離れて 

おり建物の遮へいを無視しても 0.0589μSv/h になる。D 点ではビームダンプから 63 m 離れており、放射線発 

生装置による線量の寄与は 4 式を用いて 0.00803μSv/h と計算される。したがって変更後の北端の管理区域 

境界における空間線量率は、合計 0.136μSv/h になり、一般区域の管理基準である 0.2μSv/h を下回る。 

光源棟実験室外(図 16 の L 印)は貯蔵箱(図 16 の 6 印)から 6m 離れており、0.0110nSv/h になる。使用 

中の密封された放射性同位元素は 1m の距離で 2μSv/h 以上となる場合には、未満となるように遮蔽を施した 

上で、更に管理区域境界から 7m 以上の距離で使用するので、空間線量率は最大 0.041μSv/h となる。密封さ 

れていない放射性同位元素を使用する作業室から 50m 以上離れており、空間線量率は最大 2.0×10-4μSv /h 

になる。L 点ではビームダンプから 94 m 離れており、放射線発生装置による線量の寄与は 4 式を用いて 

0.00637μSv/h と計算される。したがって変更後の北端の管理区域境界における空間線量率は、合計 

57

0.0586μSv/h になり、一般区域の管理基準である 0.2μSv/h を下回る。 

最短の事業所境界を図 23○印に示す。線源保管庫(図 16 の 1)、ビームダンプ(図 16 の8)から 100 m 以 

上離れており線量の寄与は各々、1.58×10-3, 0.00126μSv/h になる。また、図 23○印の位置は、光源棟の貯 

蔵箱(図 16 の 6 印)及び最短の管理区域から 50 m 離れており、この貯蔵箱と使用中の密封および非密封放 

射性同位元素からの寄与は各々、2.97×10-8, 8.00×10-4, 2.00×10-4μSv/h で、5 つの寄与の合計は 

3.84×10-3μSv/h になる。 

58

UHF 

冬 

夏 

○ 

線源保管庫から100m以上 

市道 

5.0M 

○ 事業所境界の空間線量率評価点 

管理区域(放射光アイソトープ実験施設) 

管理区域(放射光研究施設) 

事業所境界 

図 23 事業所境界の評価点(2) 

59 

12.0M 

県道(長高野筑波線)

図 24 主たる線源と線量評価点 

60

8-11 実効線量評価のまとめ(変更あり) 

表 26 に管理区域内の人が常時立ち入る場所での線量率及び管理区域境界での 3 ヶ月(500 時間)、事業所 

境界での 3 ヶ月(2184 時間)の積算の実効線量を示す。表には放射光科学研究施設の放射性同位元素と放射 

線発生装置による線量と、機構内の他の施設(図 24、表 29 と表 30 の放射光科学研究施設以外の施設)から 

の寄与を合算して示した。 

表 26 放射光科学研究施設の放射性同位元素と放射線発生装置による線量と、機構内の他の施設から 

の寄与を合算した一覧表(変更部分赤字) 

管理区域 

の常時立 

ち入る場 

所 

管理区域 

境界 

事業所境 

界 

場所密封された放射 

微生物培養室 

(図 16 の A 印) 

細胞培養室 

(図 16 の B 印) 

性同位元素を 

使用する場合 

(μSv/h) 

密封されてい 

ない放射性同 

位元素を使用 

する場合、 

(μSv/h) 

61 

貯蔵箱か 

らの寄与 

(μSv/h) 

放射線発 

生装置 

(μSv/h) 

表 29 、表 

30 の他の施 

設からの寄 

与 

(μSv/h) 

合計の線量率と 

3 月の線量 

2 2 15.8 0.0176 0.0200 19.8μSv/h 

2 2 15.8 0.0176 0.0184 19.8μSv/h 

(図 16 の C 点) 0.0408 0.0106 0.110 0.0216 0.0206 0.204μSv/h 

北端の境界 

(図 16 の D 点) 


外 

(図 16 の L 印) 

102μSv/3 月 

0.0556 0.0139 0.0587 0.00803 0.0195 0.156μSv/h 

78.0μSv/3 月 

0.0408 2.00×10 -4 1.10×10 -5 0.00637 0.0135 0.0721μSv/h 

36.1μSv/3 月 

(図 23○印) 8.00×10 -4 2.00×10 -4 0.00158 0.00126 0.0108 0.0146μSv/h 

7.30μSv/3 月

例として表 26 の管理区域内の人が常時立ち入る場所での最大の値である第 8 欄第 2 行の値は、同位元素 

の利用中に放射線発生装置と機構内の他の施設の寄与を加えた線量率が、 

2 + 2 + 15.8 + 0.0176 + 0.020 = 19.8 μSv/h 

である。管理区域内の人が常時立ち入る場所での週の外部線量を表 27 に示す。内部被ばく・外部被ばくを合 

わせた値の、週の線量限度に対する比を、表 28 に示す。内部被ばくについては簡単のため、施設内の作業室 

のうちで最も高い空気中濃度を用いて評価した。 

表 27 管理区域内の人が常時立ち入る場所の最も高い外部線量を与える微生物培養室(図 16 の A 印) 

を利用する作業者の週の線量(変更なし) 

作業内容線量率(μSv/h) 作業時間(時間) 実効線量(μSv) 

同位元素などの利用時の外部被ばく 19.8 38 752 

線源保管室への立入(表 21、表 23 参照) 63.1 1 63.1 

保管廃棄施設への立入 20 1 20 

合計 40 835 

表 28 管理区域内の人が常時立ち入る場所での内部被ばく・外部被ばくの最大値の、週の線量限度に 

対する比(変更なし) 

62 

週の線量限度に対する比 

外部被ばく(表 27 参照) 0.835 

内部被ばく(表 35 参照) 0.081 

合計 0.916 

管理区域内の人が常時立ち入る場所における内部被ばく・外部被ばくを合わせた週の線量限度に対する比 

は 0.916 であり、当施設はどの区域でも線量限度以下となっている。 

管理区域境界における 3 月線量は表 26 に示すように 1.3 mSv/3 月を充分下まわる。また事業所境界にお 

ける 3 月線量は表 26 に示すように 250 μSv/3 月を充分下まわる。

表 29 に本機構の事業所境界での各施設の放射線発生装置からの線量、表 30 に放射性同位元素からの線 

量を示す。表 31 に放射線発生装置と放射性同位元素からの寄与を合算した実効線量(μSv/3 月)を示す。どの 

場所も線量限度以下となっている。 

63

表 29 本機構の事業所境界(図 24 の場所)での各施設の放射線発生装置(図 24)からの寄与(pSv/h)と、 

全施設が 2184 時間運転時の合算の実効線量(μSv/3 月) 

線源(発生点) 

評価点および線量率(pSv/h) 

E-1 E-2 E-3 N-1 N-2 N-3 W-1 W-2 W-3 S-1 D 

KEKB 筑波実験棟 165 25.5 9.29 18.6 117 278 11.1 8.47 6.17 2.43 4.16 

KEKB 大穂実験棟 4.90 23.7 6.24 0.29 0.51 0.57 0.65 0.92 0.85 0.65 1.70 

KEKB 富士実験棟 0.60 0.72 0.64 0.82 0.57 0.26 12.3 95.8 27.3 0.91 0.50 

KEKB 日光実験棟 0.70 0.36 0.21 29.21 6.59 0.88 3.97 1.42 0.83 0.14 0.13 

BT 中心 2.61 3.96 3.92 1.91 1.63 0.89 15.4 64.7 67.0 5.66 3.13 

PF-AR 入射点 1.93 2.24 1.73 1.71 1.49 0.72 14.1 30.3 16.5 1.60 1.17 

PF-AR リング全体 43.5 45.1 33.1 47.8 39.8 17.6 432 677 317 29.5 22.0 

ATF リング中心 71.6 64.6 35.1 27.1 37.0 20.6 87.9 102 68.6 15.8 18.2 

電子陽電子加速器 

2-1 ターゲット 

15.2 35.4 64.6 7.12 6.59 4.68 35.6 97.0 171 916 102 

電子陽電子加速器 

ビームダンプ2 

19.0 30.1 31.7 13.9 11.7 6.52 111 503 659 53.9 26.8 

電子入射器 

アーク部スリット 

0.94 2.30 4.85 0.41 0.39 0.29 1.80 4.28 7.03 2495 10.6 

放射光科学研究施設 

15.40 20.95 20.15 16.21 12.10 6.01 178.7 1350 1059 33.23 16.59 

PF リングダンプ 

陽子加速器 

ブースターリング取り出 

し部 

5.51 13.8 13.3 1.20 1.53 1.19 4.63 9.21 9.35 5.47 7.18 


主リング Quiet 部 

22.3 46.2 37.6 5.34 6.78 4.96 20.9 40.1 37.6 16.4 20.1 


主リング取り出し部 

5.61 10.3 8.65 1.73 2.05 1.38 7.71 15.9 14.6 4.90 5.07 


主リングビームダンプ 

24.7 42.1 31.7 7.20 8.84 5.96 30.1 56.6 49.0 15.8 17.5 

中性子ミュオン科学研究 

施設中性子線源 

27.3 50.0 50.1 11.5 11.9 7.62 63.0 167 174 46.6 35.5 

電子入射器 

ビームダンプ 1 

0.02 0.05 0.10 0.01 0.01 0.01 0.04 0.09 0.14 70.4 0.22 

合計(μSv/3 月) 0.93 0.91 0.77 0.42 0.58 0.78 2.25 7.04 5.86 8.11 0.64 

64

表 30 本機構の事業所境界(図 24 の場所)での放射線照射棟の放射性同位元素からの寄与(nSv/h)と、 

2184 時間使用時の合計の実効線量(μSv/3 月) 

評価点および線量率(nSv/h) 


E-1 E-2 E-3 N-1 N-2 N-3 W-1 W-2 W-3 S-1 D 

RI 施設からの寄与(nSv/h) 5.10 4.84 1.01 0.11 0.32 0.24 0.41 0.55 0.37 0.08 0.21 

合計(μSv/3 月) 11.1 10.6 2.20 0.23 0.71 0.53 0.89 1.21 0.80 0.17 0.46 

表 31 本機構の事業所境界(図 24 の場所)での放射線発生装置と放射性同位元素からの寄与を合算し 

た実効線量(μSv/3 月) 

評価点 


E-1 E-2 E-3 N-1 N-2 N-3 W-1 W-2 W-3 S-1 D 

合計(μSv/3 月) 12.1 11.5 2.97 0.65 1.29 1.31 3.14 8.25 6.66 8.28 1.10 

65

インターロックなどに係る書類 

66

9 インターロックと自動運転表示装置(変更あり) 

変更前後の放射光科学研究施設・ストレージリングの、インターロック、自動表示の種類及び機能を表 32、表 

33 に示す。この位置を、図 25 に示す。これまで、入射点上部の放射線エリアモニタは管理区域境界の線量を 

監視し 1 時間積算線量が機構の基準を超える恐れのある場合、放射光科学研究施設・ストレージリングへの入 

射を停めるためインターロックに組み込まれていた。今回の変更申請で、設置場所が管理区域境界から管理区 

域内に変更となるため、当該モニタをインターロックからはずす。ただし、空間線量の監視は引き続き行う。 

表 32 インターロック、自動運転表示装置の種類及び機能(変更前:変更後下線部削除) 

種類数機能 

扉スイッチ 8 運転停止 

非常停止スイッチ 1 運転停止 

放射線エリアモニタ 1 入射停止 

自動運転表示装置 3 「加速器運転中」「運転中」の表示 

表 33 インターロック、自動運転表示装置の種類及び機能(変更後) 

種類数機能 

扉スイッチ 8 運転停止 

非常停止スイッチ 1 運転停止 

自動運転表示装置 3 「加速器運転中」「運転中」の表示 

67

P5 

T 

3C 3 4A 

4C 

4B 1 

4B 2 

6B 

3B 

6A 

6C 7C 

◎ 

7A 

◎ 

3C 2 

8A 

8B 

7B 

P6 

8C 2 

3A 

9C 

B5 

B6 

B7 

B8 

B9 

2C 

1C 

2A 

3C 1 

1B 

B10 

B11 

B12 

10A 

9A 

10B 

10C 

11C 

11D 

B4 

B13 

P3 

12B 

11A 

28B 

B3 

☆ 

B14 

12A 

11B 

27A 2 

B2 

☆ 

B15 

12C 

27B 

28A 

13C 

27A 1 

P2 

T 

13A 

14B 

68 

B1 

B16 

14A 

13B 1 

13B 2 

◎ 

P1 

B28 

B17 

15A 

14C1 

14C2 

M 

B27 

B18 

15C 

P4 

B26 

B25 

B24 

B23 

B22 

B21 

21 

20A 

20B 

19B 

18C 

B20 

B19 18A 

16B 

17B 

17A 

16A 16A 

1 2 

インターロックに関わるドア 

☆ 自動運転表示 

☆ 

M 放射線モニタ (2階フロア) 

15B 

0 25M 

19A 

17C 

18B 

◎ 

T 

IDカードリーダー 

出入口 

非常口 

便所 

非常停止スイッチは2階コントロール室にある 

図 25 インターロックに関わる扉、非常停止スイッチ、自動運転表示(変更前) 

P7 

P8

図 26 インターロックに関わる扉、非常停止スイッチ、自動運転表示(変更後) 

69

排気に係る書類 

70

10 排気中の放射能の対策(変更あり) 

10-1 放射光アイソトープ実験施設の排気設備(変更なし) 

空調、排気関係の設備は2階の機械室に設置されている。空調のフローシート(図 27)に示すように、放射光 

アイソトープ実験施設の空調は2系統あり、光源棟の他の区域とは全く独立している。1系統は照射実験室の 

空調を、もう1系統は試料検査分析室などの各作業室ならびに汚染検査室の空調を、それぞれ受け持つ構成と 

なっている。各系統は本施設の外に対して負圧となるように設計されている。図 28 に1階実験室の空調・排気 

設備の系統図、図 29 に2階機械室の空調・排気設備の平面図を示す。表 34 に作業室などの換気回数を示 

す。2つの系統には、プレフィルター、高性能フィルター、活性炭フィルターよりなるフィルターユニットがそれぞ 

れ設置されている。2系統の排気はフィルターを通った後、合流してスタックより放出される。なお放出される排気 

中の放射能濃度は、常時放射線モニタによって監視されている。 

表 34 作業室などの換気回数(変更なし) 

各室容積計算風量 (m3 室名 

開口 m 奥行 m 天井高 m 容積量 m 

/時) 

3 給気量排気量 

71 

換気回数 

(回/時) 

汚染検査室 3.5 7.4 2.4 62.2 261 169 2.7 

RI 処理室 1 4.0 5.6 2.4 53.8 1,026 1,140 21.2 

RI 処理室 2 3.0 3.5 2.4 25.2 45 50 2.0 

RI 処理室 3 2.6 3.5 2.4 21.8 40 44 2.0 

細胞培養室 5.2 5.6 2.4 69.9 126 140 2.0 

線源保管室 2.3 5.6 2.4 30.9 56 62 2.0 

微生物培養室 5.5 5.6 2.4 73.9 133 148 2.0 

試料検査分析室 9.5 5.6 2.4 127.7 648 720 5.6 

RI 測定室 3.0 5.6 2.4 40.3 73 81 2.0 

照射実験室 3.7 9.8 3.3 119.7 1,077 1,197 10.0

記号部屋名称 

① 汚染検査室 

② シャワー室 

③ RI処理室2 

④ RI処理室3 

⑤ RI処理室1 

⑥ 細胞培養室 

⑦ 線源保管室 

⑧ 微生物培養 

⑨ 試料検査分析 

⑩ RI測定室 

⑪ 照射実験室 

⑫ 廊下 

② 

図 27 空調・排気設備フローシート(変更なし) 

① 

④ 

③ 

⑤ 

⑥ 

72 

⑦ 

⑧ ⑨ 

図 28 空調・排気設備 1階平面図(変更なし) 

⑫ 

⑪ 

⑩ 

差圧ダンパー 

給気ダクト 

排気ダクト 

ドラフトチェンバー 

エアコン

屋外機材置場 

空調機械室 1 

FU 

HEX 

73 

排気スタック 

空調機械室 2 

EF-2 

FU-1 EF-1 

FU-2 

図 29 空調・排気設備 2階平面図(変更なし) 

給気ダクト 

排気ダクト 

PAC空調機 

FU フィルターユニット 

HEX 熱交換器 

EF 排気ファン 

10-2 放射光アイソトープ実験施設の作業室及び排気口における RI の空気中濃度(変更なし) 

上述したように本施設の排気系統は、照射実験室の系統と、試料検査分析室などの系統とに分かれている。 

また両系統ともにフィルターユニットが設置されており、プレフィルター、高性能フィルター、活性炭フィルターが 

それぞれのユニットに収納される。これらを合わせた施設の総排気量は、4,205 m3/時である(図 27参照)。 

RI の空気中濃度を計算するにあたり、以下の仮定と条件を設ける。 

1. ダストの捕集効率を安全側に立って99 %とする。また、ヨウ素の捕集効率を90 %とする。 

2. Aグループは、細胞などの試料にドープされた後、放射光照射されるが、試料調製の際には、過激な加熱な 

どの操作を行わない。また、Bグループは本施設内では放射光照射のみを行い、試料の調製、加工などは一切 

行わない。放射光照射によっても試料は室温を超えることはない。飛散率の値は以上のことを考慮し、文献( 高 

田茂他,Radioisotopes,32(5),260-269 (1983))などを参考にすると、AグループのRI(液体)の飛散率は、そ 

れぞれ10-2、またBグループ(個体)の飛散率はそれぞれ10-5となる。 3. Cグループ(化学実験)のRI(溶液)の飛散率を、10-2とする。 4. 空気中濃度は8時間についての平均濃度とする。 

作業室の空気中濃度は以下のように表される。 

CR = A・ε・( VR×10 6×T ) -1 (5)

CR: 求める空気中濃度(Bq/cm3) A: 使用する RI の 1 日最大使用数量(Bq) 

ε: RI の飛散率 

VR: 作業室の排気量(m3/時) T: 1日の使用時間(時) 

非密封RI を作業室で使用する時、最も排気量の少ないRI処理室3(表 34参照)でその空気中濃度が濃度限 

度を越えなければ、すべての作業室において基準を逸脱することはないので、RI処理室3の排気量 VR = 44 

m3/時を用いて計算する。また排気口における空気中濃度(CF)は、以下のように表される。 

CF = A・ε・(1-εc )・( VF×106×T) -1 (6) 

CF: 排気口における空気中濃度(Bq/cm3) εc: フィルターによる捕集効率 

VF: 施設全体の排気量(4,000m3/時) 図 28に示す施設全体排気量は 4,204 m3/時であるが、(6)式による排気口における空気中濃度の計算では、 VFの値は安全側に4,000 m3/時を用いる。放射線障害防止法が定める空気中濃度限度は、1週間についての平均濃度が告示別表第2第4欄に示される値である。また排気に係わる障害防止法の濃度限度は3月間につい 

ての平均濃度が別表第2第5欄に示された値である。(5)(6)式に示す8時間についての平均濃度が濃度限度以 

下なら、1週間、3月間についても以下となる。RI は別表第1に記載されているものの中で最も濃度限度の厳し 

い化学形をとっていると仮定し、計算した。(5)(6)式により計算した空気中濃度の、放射線障害防止法が定める 

濃度限度値に対する割合を表 35に、濃度限度の値とともに示した。 

まず1種類のRI だけを使用する場合、表 35 に示した濃度限度に対する割合はすべての核種について1以 

下であり、濃度限度を逸脱することはない。また複数のRI を同時に使用する場合は、A、B、C各グループの中 

で、最も濃度限度に対する割合の大きいRI を、それぞれ1日最大使用量使用する場合を想定することにする。 

このとき濃度限度を逸脱しなければ、前に述べたRI の使用方法をとる限り、いかなる使用形態でも濃度限度を 

逸脱することはない。表 35 に示すように、Aグループでは 35Sが、作業室内、排気口ともに最も割合の高いRI 

である。また、Bグループでは 44Tiが作業室内で、 32Siまたは 44Tiが排気口で最も割合の高いRIとなる。Cグル 

ープでは、 60Coまたは 125Iが作業室内で、 125Iが排気口で、それぞれ最も割合の高いRIである。これらの1日最 

大使用量を使用する場合、濃度限度に対する割合の和が1を超えなければ濃度限度を逸脱しない。表 35に合 

計の濃度限度に対する割合を示す。 

表 35 作業室内、排気口での濃度限度に対する比 

Aグループ Bグループ Cグループ合計 

作業室内 5.3×10 -2 ( 35S ) 3.5×10 -3 ( 44Ti) 1.1×10 -2 ( 60Coまたは 125I) 0.068 

排気口 1.3×10 -3 ( 35S ) 1.2×10 -4( 32Siまたは 44Ti) 1.5×10 -3 ( 125I ) 0.0029 

74

合計の値はいずれも1を下回っており、空気中濃度限度、排気に係わる濃度限度よりこの比率で小さい。 

本機構予防規定に定める一般管理区域の濃度限度は告示別表第2第4欄の値のさらに1/10である。また排気 

に係わる本機構予防規定に定める値は同第5欄の1/20である。このように本機構が定める作業室、排気口に係 

わる濃度限度は法が定めるものよりも厳しいものとなっているが、この値も越えることはない。 

10-3 ストレージリング室の空気に誘導される放射能濃度の推定(変更あり) 

電子加速器の運転に伴って空気中に生成する核種を表 36に示した。表以外の 14Cなどの核種は、半減期が 

長すぎるため生成量は更に少なく無視できる。Swanson(Radiological Safety Aspects of the Operation of 

Electron Linear Accelerators, IAEA Technical Report No.188 (1979))によれば、これらの核種のうち 3H、 

11C、 13N、 15O、 41Ar が生成量が多く、他の 7Be, 38Cl, 39Cl は 3H より少ない。高エネルギ-電子加速器室内 

の空気中飽和放射能は表 37 第 2 欄に示される値である(Swanson 著、IAEA Technical Report No.188 

(1979)より)。 

表 36 発生装置室空気中に生成する放射性核種 

核種半減期核反応の種類しきいエネルギー(MeV) 

3H 12.3 年 

7Be 53.3 日 

11C 20.4 分 

14N(γ, 3H) 11C 22.7 

16O(γ, 3H) 13N 25.0 

14N(γ,sp) 7Be 27.8 

16O(γ,sp) 7Be 31.8 

14N(γ,sp) 11C 22.7 

16O(γ,sp) 11C 25.8 

13N 9.96 分 14N(γ,n) 13N 10.5 

15O 2.04 分 16O(γ,n) 15O 15.6 

38Cl 37.2 分 40Ar(γ,pn) 38Cl 20.5 

39Cl 55.5 分 40Ar(γ,p) 39Cl 12.5 

41Ar 1.82 時間 40Ar (n,γ) 41Ar 熱中性子反応 

表 37 ストレージリング室内の空気中飽和放射能濃度 

核種 Swanson によるストレージリング室飽和 

単位出力当たりの生成飽和放射能放射能濃度 

(Bq/m/kW) 

(Bq/cm3) 排気中濃度限度 

Bq/cm3 3H 5×106 8.1×10-8 5 × 10-3 11C 10×10 6 1.6×10 -9 7 × 10 -4 

13N 520×10 6 8.4×10 -8 7 × 10 -4 

15O 56×10 6 9.1×10 -9 7 × 10 -4 

41Ar 中性子放射化断面積 0.66 b 1.8×10 -8 5 × 10 -4 

75

電子は殆ど加速管・電磁石で損失されるため、制動X線が空気中を走る場所は少ない。いま実効的に生成し 

た 1 % の制動X線が空気中を走るとする。各光子が空気中を走る距離を 2 m と仮定する。ストレージリングの 

置かれるストレージリング室の容積は、8000m3である(図 6、図 14 参照)。ここでは、最大出力 2.00 GeV・A で 

トップアップ入射運転する場合を想定し評価を行う。2.5GeV 電子(または陽電子)のビーム損失を 1 秒当たりに 

平均すると最大の損失はスリットで 100%の損失が起こった時で、6.5×10-3 kW になる。上の表の第 2 欄の値に 

最大出力時の損失の値の 1% を乗じ 2 倍(空気中を走る距離 2m に対応)してから室内体積で割れば、上の表 

の第 3 欄に示す室内での最大の空気中の飽和放射能濃度が得られる。例えば表 37 第 3 欄第 2 行の 3H の 

値は、 

5×106 × 6.50×10 -3 × 0.01 × 2 ÷ 8000 ÷ 10 6 = 8.1×10 -8 Bq/cm 3 となる。 

41Ar は熱中性子による放射化で生成する。室内の熱中性子束 φ は次式で表される(中村尚司著「放射線物 

理と加速器安全の工学」地人書館)。 

φ = C・Q / S (cm-2 s-1) (7) 

Q:全中性子生成量 (neutron s-1) S:室内全表面積 (cm2) C:定数 

Cの値は部屋の形状に依存する。加速器室のような細長い部屋の時には C=1.25 が妥当であるが、ここでは 

安全側に C=4 の値を採用する。 40Ar (n,γ) 41Ar 反応断面積は 0.66×10-24 cm2(アイソトープ手帳、第 10 版) 

である。20℃での空気の密度は 1.205×10-3 g cm-2, Ar の空気中重量比は 0.012827 (ICRU レポート 37)で、 

Ar の質量数は 40 である。 

電子が厚いタ-ゲットに入射した際に発生する二次中性子は、ほとんどが巨大共鳴中性子である。放射線安 

全の観点からタ-ゲット内での中性子の自己吸収を無視した際の、中性子の発生量が Mao により計算され、 

以下の簡易式にまとめられた(X.Mao,K.Kase and W.R.Nelson: Health Phys.,70,207-214,1996)。 

Ythick = 8 × 10 -6 ×(Z 1/2 + 0.12 Z 3/2 - 0.001 Z 5/2) n electron -1 MeV -1 (8) 

Z: 原子番号 13 ~ Z ~ 82 

但し、電子エネルギ-は 50 MeV 以上、タ-ゲット厚さは、10 放射長以上 

6.5×10-3 kW のビームが加速管・電磁石などの鉄中で損失すれば、全中性子生成量は 8 式から 5.69×109 neutron s-1 になる。表 37 第 3 欄の 41Ar の値は、部屋の総表面積が 2000m2 であり(図 6、図 14 参照) 

4 ×5.69×109 × 0.66×10-24 × 6.02×1023 × 1.205×10-3 × 0.012827 / (40 × 2000×106 ) 

= 1.8×10-6 Bq cm-2 となる。告示別表第 2 第 5 欄に示される排気中又は空気中放射能濃度限度を、表 37 第 4 欄に示す。3 欄の 

値はどの核種についても、第 4 欄の値を大幅に下回っている。また排気に係わる本機構予防規定に定める値 

(告示別表第 2 第 5 欄の 1/20)をも、下回っている。 

76

排水に係る書類 

77

11 排水中の放射能の対策(変更あり) 

11-1 放射光アイソトープ実験施設の排水設備(変更なし) 

放射光アイソトープ実験施設のRI 排水の系統図を図 30、図 31に示す。各実験室から流されたRI を含む 

排水は一旦汚染検査室の下にあるピットに集められた後、ポンプアップされて屋外のRI 排水ポンプ室に設置さ 

れている3基のRI 排水貯留槽(各5m3)に順次貯められる。これらの貯留槽は、それぞれ希釈水を供給できる構造となっている。施設外への放流は、RI の水中濃度が、本機構で定める放射線障害予防規定である「高エネ 

ルギー加速器研究機構放射線障害予防規程」(以下、本機構予防規定) の規制値を逸脱しないことを確認し、 

必要があれば希釈を行った後に行われる。各貯留槽には排水を放射線モニタに導く配管がなされており、常時 

その放射能レベルをチェックすることが可能である。 

11-2 放射光アイソトープ実験施設の排水口における RI の水中濃度(変更なし) 

排水口におけるRI の水中濃度は以下の式から計算できる。 

Cw = A・E・exp(-λt)・( D・Vw・106 ) -1 (9) 

Cw: 求める水中濃度(Bq cm-3) 

A: 使用するRI の1日最大使用数量(Bq) 

E: 廃棄率 

exp(-λt): 減衰の項 

D: 希釈率 

Vw: 1日の水の使用量(m3) 

ここでは安全側に立って減衰の項を考慮しない。使用したRI を含む原液および一次洗浄水を廃棄する場合は、 

所定の容器に廃棄するため、二次洗浄水以降の低レベル廃液が排水としてでることになる。ここでは排水中に 

混入するRI の量は使用量の1%(廃棄率1%)とする。1日の水の使用量は10 人程度の作業者が使用すること 

を想定して、2m3と仮定する。この排水は3基の RI 排水貯留槽(図 31参照 )に順次貯められる。これらの貯留槽は、どれも貯留槽・希釈 

槽として使用できるため、必要があれば希釈水を供給し3倍の希釈を行う。排水に係わる法定の濃度限度は、告 

示別表第2第6欄に記載される値である。「非密封RI の使用方法」の項で述べたように、BグループのRI は容 

易には破砕できない板状の固形物であって放射光照射を行いトレーサー実験は行わないため、排水系統への 

混入量は無視できる。以下ではAおよびCグループのRI のみを考慮する。 

上式により計算した水中濃度の、濃度限度に対する割合を表 38に示した。まず1種類のRIだけを使用する 

場合、表 38 に示した割合は、空気中濃度の場合と同様にいずれの核種も1以下であり、告示別表第2第6欄 

の濃度限度を逸脱することはない。また複数のRIを同時に使用する場合は、各グループの中で、最も濃度限度 

に対する割合の大きいRIを、1日最大使用量使用する場合を想定することにする。このとき、濃度限度に対する 

割合の和が1を超えなければ、前に述べたRIの使用方法をとる限り、いかなる使用形態でも限度を逸脱すること 

78

はない。表 38 に示すように、Aグループにおいては 35Sが最も割合の高いRIであり、Cグループにおいては 

137Csが最も高い。下の表に合計の濃度限度に対する割合を示す。 

表 38 排水中の濃度限度に対する割合 

A グループ C グループ合計 

0.062( 35S) 0.01( 137Cs) 0.072 

表 38のように合算しても 1 未満で、告示別表第2第6欄の濃度限度を逸脱しない。本機構予防規定の規制値 

は告示別表第2第6欄の1/20 であり、 35Sについてはこの値を越える。濃度限度は告示別表第2の中で最も厳し 

い値を採用しており、 35Sについては化学形などが「食品中の硫黄(経口摂取)」を採用している。他の化学形の 

35Sでは濃度限度が6倍になるため、上記の評価でも告示別表第2第6欄の1/20を越えない。排水を放流する際 

には放射能濃度を測定し、本機構予防規定の規制値も逸脱しないことを確認する。 

11-3 ストレージリング冷却水に誘導される放射能濃度の推定(変更あり) 

ストレージリングの加速管・電磁石の冷却配管は、密閉系で保有水量は 2 m3 である。発生する制動X線によ 

る冷却水の放射化が考えられる。制動X線と酸素との反応で生成する核種の中で放射線管理の対象となる主な 

ものを表 39 に示した。表 39 第 5 欄の飽和放射能は Swanson(IAEA Technical Report No.188 (1979)) 

による計算結果で、50 MeV 以上の加速電子に対し、その電子のエネルギーの全てが水の中で失われた場合 

の生成量に相当する。電子加速器では損失した電子は加速管・電磁石の鉄・銅の中で殆どのエネルギーを失 

い、電子が冷却水中に直接に与えるエネルギーは少ない。水は鉄・銅に比べて放射長(電磁シャワーのエネル 

ギーが 1/e に減少する長さ。水は 36.1cm,鉄 1.76cm,銅 1.43cm)が長く、かつ冷却水はビームが直接、当たる 

場所にはない。ここでは極めて安全側の仮定であるが、損失された電子ビ-ムは加速管と電磁石の冷却水の中 

で、1% そのエネルギーを失うとする。ここでは、最大出力 2.00 GeV・A でトップアップ入射運転する場合を想 

定し評価を行う。2.5GeV 電子(または陽電子)のビーム損失を 1 秒当たりに平均すると最大の損失はスリットで 

100%の損失が起こった時で、6.5×10-3 kW になる。冷却水中に生成する放射能濃度(飽和時)は、表 39 第 5 

欄の値に電子出力と冷却水中でのエネルギー損失割合を乗じて保有水量の体積で割ると表 40 第 2 欄、第 3 

欄の値になる。表 40 第 2 欄第 2 行の 15O の値は、 330×109 × 6.50×10-3 × 0.01 ÷ 2 ÷ 106 = 10.3 Bq cm-3 となる。告示別表第 2 第 6 欄の排液中又は排水中の濃度限度の値を、表 40 第 3 欄に示す。 

表 39 冷却水中に生成する放射性核種 

核種半減期生成する反応しきいエネルギー(MeV) 飽和放射能 (GBq kW 

15O 2.04 分 16O(γ,n) 15O 15.7 330 

13N 9.96 分 16O(γ,p2n) 13N 28.9 3.7 

11C 20.4 分 16O(γ,3n2p) 11C 25.9 15. 

7Be 53.3 日 16O(γ,5n4p) 7Be 31.9 1.5 

3H 12.3 年 16O(γ, 3H) 13N 25.0 7.4 

注飽和値、50 MeV 以上の加速電子の全エネルギーが水の中で失われた場合 

79 

-1) 注

表 40 ストレージリング冷却水中に生成する放射能濃度 

核種飽和放射能濃度(Bqcm-3) 排液中又は排水中の濃度限度(Bqcm-3) 15O 10.3 

13N 0.12 

11C 0.49 40 

7Be 0.049 30 

3H 0.24 60 

純水冷却水は密閉系で循環しており、発生装置室内で万一漏洩したとしても本体室内の桝に一旦集められる。 

15O 13N は半減期が 10 分以下であるため急速にその放射能濃度が減少してしまう。 11C, 7Be, 3H は排液中又 

は排水中の濃度限度より、充分小さい。本機構の排水管理基準値は、告示別表第 2 第 6 欄の値の 1/20 の値 

であるが、表 40 第 2 欄の値はそれよりも小さい。 

図 30 RI 排水系統図(1) (変更なし) 

80

図 31 RI 排水系統図(2) (変更なし) 

12 発生装置に係る管理区域に立ち入る者の特例(新規) 

放射光科学研究施設・ストレージリングが 7 日以上停止する場合には、放射線障害防止法施行規則第 

22 条の 3 に基づいて、以下に述べる措置を講ずることにより、表 41 に示す放射線発生装置に係る管理 

区域の全域またはその一部を管理区域でないものとみなして出入管理を行うことがある。ただし、この 

施行規則第 22 条の 3 を適用する区域は、他の管理区域と壁またはフェンスなどで区画されているもの 

とする。また、適用期間中に当該区域の空間線量、空気中放射性同位元素濃度、表面汚染密度が法及び 

機構の一般区域の管理基準を超える恐れがない場合に限る。 

1. 施行規則第 22 条の 3 を適用する前に、当該区域の空間線量、空気中放射性同位元素濃度、 

表面汚染密度が法及び機構の一般区域の管理基準を超えていないことを測定、または計算 

で確認する。 

2. 適用期間中は、当該区域の出入り口付近に「放射線発生装置停止中」を期間及び注意事項 

とともに表示する。 

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表 41 第 22 条の 3 の規定を適用する区域(新規) 

場所図番号 

放射光科学研究施設・光源棟 2 階・サービスヤード図 8 

放射光科学研究施設・光源棟 2 階・搬入前室図 8 

放射光科学研究施設・光源棟 2 階・ダクトスペース図 8 

放射光科学研究施設・光源棟地下 1 階・加速器機械室図 10 

*放射線発生装置室を除く。 

13 工事期間中の放射線安全上の措置(変更なし) 

業者を教育、健康診断して放射線業務従事者として登録し、個人被ばく線量計を着用して工事を行う。工事 

中は電子陽電子入射器の中で放射光科学研究施設・ストレージリングに向けてビームを曲げる偏向電磁石の 

電源ケーブルを外して、ストレージリングにビームが導かれないようにする。 

参考資料 

1) アイソトープ手帳(第 10 版、日本アイソトープ協会) 

2) 放射線施設のしゃへい計算実務マニュアル(原子力安全技術センター、2000 年) 

3) ICRP Publication 38, Radionuclide Transformations (1983) 

4) T.M.Jenkins,Nucl.Instr.Meth.,159,265 (1979) 

5) 放射光実験施設使用承認申請資料 1989 年 6 月 (平成元年 8月 23 日承認) 

6) M.Sakano, H.Hirayama and S.Ban, Radiat.Prot.Dosim., 37,165(1991) 

7) W.P.Swanson, IAEA Technical Report No.188 (1979) 

8) 中村尚司著「放射線物理と加速器安全の工学」地人書館 (1995) 

9) X.Mao,K.Kase and W.R.Nelson: Health Phys.,70,207-214 (1996) 

10)高田茂他,Radioisotopes,32(5),260-269 (1983) 

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放射光科学研究施設・光源リング トップアップ入射に係る放射線 ... - KEK

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