各事故シナリオにおける原子力サイトごとの被ばく線量と屋内退避時の被ばく低減係数の評価(受託研究)

廣内 淳; 渡邊 正敏*; 林 奈穂; 長久保 梓; 高原 省五

JAEA-Research 2024-015, 114 Pages, 2025/03

JAEA-Research-2024-015.pdf:10.03MB

原子力事故によって汚染された地域では、事故後の初期及び長期にわたって、居住環境での滞在を通じて放射線を被ばくする。同じ事故シナリオであっても、原子力サイトごとに気象条件や周辺環境が違うため被ばく線量が異なり、防護措置の一つである屋内退避をした場合の被ばく低減効果も異なる。事故初期において屋内退避をした場合に想定される被ばく線量、または想定される被ばく低減効果などの情報は、住民や原子力防災計画を策定する国・自治体にとって重要な情報となる。そこで本報告書では、日本における原子力施設を有するサイトで、過去のシビアアクシデント研究で示された3つのシナリオ、原子力規制委員会で定められている放出シナリオ、東京電力福島第一原子力発電所事故を想定したシナリオの5つの事故シナリオに対して、確率論的事故影響評価コードの一つであるOSCAARを用いて被ばく線量及び屋内退避による被ばく低減効果を評価した。被ばく低減効果はサイト間で約20%の違いが見られ、これは風速のサイト間の違いによることを示した。

Comparison of radiation-related cancer risk against baseline cancer rates in 33 countries using disability-adjusted life years (DALYs), lifetime incidence risk and lifetime mortality risks

廣内 淳; 鯨岡 郁雄; 高原 省五; 高田 モモ*; Schneider, T.*; 甲斐 倫明*

Journal of Radiological Protection, 45(1), p.011508_1 - 011508_14, 2025/03

https://doi.org/10.1088/1361-6498/adba6f

異なる要因によるリスクを比較できるリスク指標は、国民の理解を深める上で有用である。国際放射線防護委員会(ICRP)は、低線量における放射線被ばくによる健康影響を定量化するために"デトリメント"という概念を開発した。しかし、デトリメントは放射線分野に特有のものであり、他のリスクと単純に比較することはできない。そこで本研究では、公衆衛生分野等で利用されるリスク指標(障害調整生存年数(DALY)、生涯罹患リスク、生涯死亡リスク)に着目し、放射線被ばくによるそれらのリスク指標を33カ国間で計算した。全固形がんの生涯死亡・罹患リスクとDALYは、国によって男性で1.5-2.0倍、女性で1.2-1.5倍の差が見られ、これらの値は発展途上国ほど低いことが示された。さらに、各部位のリスク指標値の大小関係はデトリメントと同様の傾向を示し、これらのリスク指標値はデトリメントの代替指標として利用できる可能性を示した。

Comparison of lifetime mortality risk, incidence risk, and DALYs of baseline cancer rates among countries as a benchmark for radiation-related cancer risk

廣内 淳; 鯨岡 郁雄; 高原 省五; 高田 モモ*; Schneider, T.*; 甲斐 倫明*

Journal of Radiological Protection, 44(2), p.021510_1 - 021510_10, 2024/06

https://doi.org/10.1088/1361-6498/ad4043

リスクに基づく放射線防護基準の根拠を検討する際には、統計的なベンチマークデータが必要である。これまでは、英国王立協会のリスク評価研究がベンチマーク統計として用いられてきたものの、1983年のデータであり、最近の医療インフラや生活水準に関するデータが反映されていない。そこで本研究では、ベンチマークデータとしてベースラインがん罹患率と死亡率に着目し、33か国のデータを比較した。ここでは、各国のがん罹患率と死亡率のデータを用いて計算した生涯死亡リスクと生涯罹患リスク、障害調整生存年(DALYs)を算出し、各国でそれらの値を比較した。結果の一つとして、すべての固形がんの生涯死亡・罹患リスクとDALYsは、国によって男性で2-4倍、女性で2-3倍の差が見られた。また、これらの値は発展途上国ほど低いことが示された。本研究では、ベースラインのがん死亡・罹患率に基づく健康リスクを、放射線によるがんリスクと比較する際の基準とすべきであると提案した。

「保健物理」に掲載された東京電力福島第一原子力発電所事故関連記事を振り返る; 総論

高原 省五; 飯本 武志*; 五十嵐 隆元*; 川端 方子*

保健物理(インターネット), 58(2), p.50 - 58, 2023/08

https://doi.org/10.5453/jhps.58.50

日本保健物理学会は、日本保健物理学会誌に掲載された福島第一原子力発電所(1F)事故に関連する論文から知見を得るため、ワーキンググループを立ち上げた。本論文は、リスクコミュニケーション、環境測定・モニタリング、放射線量測定・評価、放射線医学、放射性廃棄物の分野に分類されない47編の論文についてレビューを行った結果について述べたものである。レビューされた論文には、著者の立場や発表時期における社会的関心によって、様々な知見や問題点が存在する。これらの知見や問題意識と向き合い、「保健物理学とは何か」、「放射線防護とは何か」を慎重に考えることが、今後の保健物理学会の発展に重要である。

SUMRAY: R and Python codes for calculating cancer risk due to radiation exposure of a population

佐々木 道也*; 古川 恭治*; 佐藤 大樹; 嶋田 和真; 工藤 伸一*; 高木 俊治*; 高原 省五; 甲斐 倫明*

Journal of Radiation Protection and Research, 48(2), p.90 - 99, 2023/06

https://doi.org/10.14407/jrpr.2022.00213

本論文では、日本保健物理学会で設立した「放射線被ばくに伴うがんリスク推定コードの開発専門研究会(2020-2021年度)」の活動成果である計算コードについて報告する。当該専門研究会では、放射線被ばくに伴うがんリスク推定研究の促進を目的に、計算に使用したアルゴリズムやパラメータを含めてソースコードを明らかにし、コードの改変や再配布を許可するライセンスのもと公開することとした。計算コードはSUMRAYと名付けられ、2種類のコンピュータ言語(RおよびPython)でコーディングされた。本コードは、モンテカルロ法を用いて積算過剰リスクを95%信頼区間とともに計算できる。計算条件を合わせて、SUMRAYの結果とソースコード非公開の既存コードの結果とを比較したところ、信頼区間の範囲内で合理的に一致することを確認した。オープン・ソース・ソフトウェアであるSUMRAYは、放射線被ばくに伴うがんリスク推定研究の共通基盤として利用されることが期待される。

Uncertainty analysis of dynamic PRA using nested Monte Carlo simulations and multi-fidelity models

Zheng, X.; 玉置 等史; 高原 省五; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM16) (Internet), 10 Pages, 2022/09

https://www.iapsam.org/PSAM16/

Uncertainty gives rise to the risk. For nuclear power plants, probabilistic risk assessment (PRA) systematically concludes what people know to estimate the uncertainty in the form of, for example, risk triplet. Capable of developing a definite risk profile for decision-making under uncertainty, dynamic PRA widely applies explicit modeling techniques such as simulation to scenario generation as well as the estimation of likelihood/probability and consequences. When quantifying risk, however, epistemic uncertainties exist in both PRA and dynamic PRA, as a result of the lack of knowledge and model simplification. The paper aims to propose a practical approach for the treatment of uncertainty associated with dynamic PRA. The main idea is to perform the uncertainty analysis by using a two-stage nested Monte Carlo method, and to alleviate the computational burden of the nested Monte Carlo simulation, multi-fidelity models are introduced to the dynamic PRA. Multi-fidelity models include a mechanistic severe accident code MELCOR2.2 and machine learning models. A simplified station blackout (SBO) scenario was chosen as an example to show practicability of the proposed approach. As a result, while successfully calculating the probability of large early release, the analysis is also capable to provide uncertainty information in the form probability distributions. The approach can be expected to clarify questions such as how reliable are results of dynamic PRA.

Urban Working Groups in the IAEA's model testing programmes; Overview from the MODARIA I and MODARIA II programmes

Thiessen, K. M.*; Boznar, M. Z.*; Charnock, T. W.*; Chouhan, S. L.*; Federspiel, L.; Grai, B.*; Grsic, Z.*; Helebrant, J.*; Hettrich, S.*; Hulka, J.*; et al.

Journal of Radiological Protection, 42(2), p.020502_1 - 020502_8, 2022/06

https://doi.org/10.1088/1361-6498/ac5173

The IAEA's model testing programmes (1988-2019) have included a series of Working Groups concerned with modelling radioactive contamination in urban environments. This paper describes the exercises conducted during the MODARIA I (2012-2015) and MODARIA II (2016-2019) programmes. These exercises have included short-range and mid-range atmospheric dispersion exercises based on data from field tests or tracer studies, hypothetical urban dispersion exercises, and an exercise based on data collected after the Fukushima accident. Improvement of model capabilities will lead to improvements in assessing various contamination scenarios (real or hypothetical), and in turn, to improved decision-making and communication with the public following a nuclear or radiological emergency.

Backward estimation of atmospheric release of Cs and I using total cumulative deposition in terrestrial areas following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

飯島 正史*; 高原 省五

Health Physics, 121(6), p.587 - 596, 2021/12

https://doi.org/10.1097/HP.0000000000001480

福島第一原子力発電所事故によって大量の放射性物質が環境中に放出された。この放出に関するソースターム情報は、従来、大気中濃度を主に用いて逆推定されてきたが、放射性プルームを通過時に捉えて測定することは困難であるため、空間的及び時間的に限られた測定結果しか利用することができないという課題があった。そこで、本研究では、十分な測定結果を利用することができる地表面沈着量のみに基づいた新しい逆推定方法の開発を行った。開発した方法での推定結果は、大気中濃度や空間線量率を用いた従来の研究と矛盾のない結果となった。従来の方法による評価結果との違いやソースタームの不確実さを明らかにするためにはモデルや入力データを詳細に検討しさらなる研究が必要である。

原子力災害対策重点区域に対する避難時間推計の日米の比較分析

嶋田 和真; 高原 省五

JAEA-Review 2021-013, 142 Pages, 2021/09

JAEA-Review-2021-013.pdf:4.74MB

米国では、原子力緊急事態に関する避難計画についてその有効性を確認するために避難時間推計(Evacuation Time Estimation: ETE)が行われ、原子力発電所の設置許可の要件や住民避難の意思決定に活用されている。本稿では、我が国における避難計画の実効性確保を目指したETEの活用に資するため、日本及び米国で実施されたETEの公開資料をレビューし、日本のETEの課題を検討した。日本のETEの公開資料は、2020年2月までの16の実施道府県の公開資料を入手した。米国のETEの公開資料は、2011年から2018年までの58のETEレポートを入手した。さらに、米国原子力規制委員会(U.S. Nuclear Regulatory Commission: NRC)のNUREG/CR-7002に基づいて、米国の原子力施設周辺の緊急時計画区域(Emergency Planning Zone: EPZ)に対するETEの概要を整理した。そして、内閣府(原子力防災担当)のETEのガイダンスに基づいて、予防的避難を準備する区域(Precautionary Action Zone: PAZ)及び緊急時防護措置を準備する区域(Urgent Protective Action Planning Zone: UPZ)に対する日本のETEの概要を整理し、米国のETEと比較した。日米のETEにおける避難準備時間を比較した結果、まず、日本のETEは施設敷地緊急事態(Site Area Emergency: SAE)から全面緊急事態(General Emergency: GE)までの間に住民の避難準備が完了していると仮定しているが、米国のETEにおける避難準備時間の長さの最大値は、鹿児島県のETE公開資料に記載されたSAEからGEまでの間の時間(3.5時間)を多くの米国のサイトで上回っていた。これより、日本のETEの課題として、PAZの住民の避難準備時間について、客観的な調査データに基づき確認することが挙げられる。次に、2011年に発行されたNRC及び米国連邦緊急事態管理庁(Federal Emergency Management Agency: FEMA)のNUREG-0654/FEMA-REP1, Rev.1 Supplement 3に基づいて、緊急事態における日本のETEの活用を検討した結果、日本のETEは、避難範囲の90%の住民が避難を完了する時間と100%の住民が避難を完了する時間のどちらか一方しか示されていない場合が多く、ETEを緊急時の避難の意思決定に使用するためには、米国と同様にETEの入出力を統一する必要性がある。最後に、自主避難がETEに与える影響を比較した結果、米国よりも日本の方が自主避難の影響が大きいことが示唆された。

Indoor and outdoor radionuclide distribution in houses after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident

廣内 淳; 高原 省五; 吉村 和也

Journal of Environmental Radioactivity, 232, p.106572_1 - 106572_6, 2021/06

AA2020-0442.pdf:0.52MB

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2021.106572

家屋内での外部被ばく線量評価において、家屋内外の放射能分布の情報は有用である。本研究では、対象とした家屋周辺の土壌と家材サンプル(床,内壁,天井,外壁,屋根)を収集した。それらサンプルの放射能をHPGe検出器で測定した。地面に対する床,内壁,天井,外壁,屋根の相対表面濃度はそれぞれ310 710, 610 410, 710 310, 210 110, and 410 210であった。相対表面濃度は材質,位置及び表面の向きによって異なった。