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甲状腺ファントムを用いたGM菅による被ばく量の推定
1月21日付、東京新聞は、「東京電力福島第一原発事故の直後、福島県双葉町にいた十一歳の少女が、喉にある甲状腺に推計で一〇〇ミリシーベルト程度の被ばくをしたと報告されていたことが、国の研究機関・放射線医学総合研究所（放医研）の文書から分かった。」と報じた。
東京新聞 TOKYO Web
甲状腺被ばくのスクリーニングでは本来 NaI シンチレーションカウンターを用いなければならないが、このケースでは緊急時における表面汚染スクリーニング用のGM管サーベイメータが使用され、体表面を除染したあと頸部に密着して測定した結果、 50,000〜70,000 cpm のカウント率が計測されたとのこと。測定がGM菅サーベイメータを用いてなされたことから、100 mSv の被ばく線量という推計はあてにならないというのは、その通りであろう。しかし、実際の被ばく量はもっと大きかった可能性もあるので、放置して良いということにはならない。
GM管サーベイメータの機種は？
前提として重要なのは使用されたサーベイメータの機種であるが、おそらく日立アロカのTGS-146Bか、その先行機種または後継機種と推定される（注１）。大学のRIセンターや公的機関に納入されるものは、JIS規格の校正基準を満たす必要から、日本ではほぼアロカ社の独占状態にあることと、体表面を含む表面汚染の緊急スクリーニングでは入射窓面積 20 cm2のGM管サーベイメータを使用することになっているので（注２）、そう考えてよいだろう。これを用いた計数値はもっぱらβ線によるものとして、表面汚染密度への換算が行われる（注３）。
しかし、このケースでの最大の問題は線源効率である。β線用のGM菅で甲状腺からのβ線をキャッチできるだろうか。I-131のβ線の最大エネルギーは 0.606 MeV であり、この最大エネルギーのものでも水中での飛程は 2 mm に過ぎない（注４）。平均エネルギーを 0.2 MeV とすると、平均飛程は0.44 mmだ。なんとか体表面まで届いたとして、エネルギーの大半を失ったβ線はGM菅の窓材を通過できるのか、甚だ疑問である。
甲状腺ファントムを用いた各種測定器の校正研究 そもそも甲状腺は頸部表面からどれくらい離れた位置（深さ）に存在しているのかさえ知らない。そこで、甲状腺ファントムを用いた研究はないかと探したら、あった。
なんと、TGS-146の先行（先祖）機種であるTGS-133を用いた測定データもある。これらは同型のGM管（図１）を用いてあるので、この論文のデータを用いてそのまま今回の双葉町における被ばく線量の評価が可能だ。まず目を引いたのは、ファントムのジオメトリである。
甲状腺の頸部表面からの深さは 1 cm で、その間は水で満たされているとのこと。これでは甲状腺からのβ線は全く表面まで届かないことになる。それでは何が計測されているのか。
γ線への感度
本機種では主にβ線が計測されるが、γ線にも若干の感度がある。私はかつて、TGS-133の後継機であるTGS-136を用いて、トリウムを8%程度含むモナザイトをGM管の周囲を一周させ、その指向特性を調べたことがある（図２）。このときの計数率は、正面を 100%とした時30度斜め方向で70%、45度で50%、真横から裏側にかけては10%弱となった。真横から裏側では、β線はGM管の壁材や金属カバーによって完全にカットされるので、γ線だけのカウントとなる。γ線はGM管の壁材やカバーを容易に突き抜けて全方位から入射するので、バックグラウンドが高い時、全カウント数に対するγ線の寄与率はかなり高くなる。このことから概算すると、前方からのγ線の補足率は大雑把に 1〜2％ 程度と見積もられる。
甲状腺等価線量の推定
いずれにしても、ファントムを用いた（おそらく同型機による）実測値が掲載されているので、そういった面倒なことは考えなくて良い。結果を表１に示そう。
例えば、24 kBqのI-131を含む12 mlサイズの甲状腺ファントムをGM管サーベイメータで計測した結果、1000 Bqあたり0.26 cps（= 15.6 cpm） の計数率が得られている。この結果から 70,000 cpm の計数率となるI-131 の放射能を逆算すると、
70,000 cpm ÷ 15.6 cpm/kBq = 4.49E+03 kBq = 4.49E+06 Bq（449万 Bq）
となる。
これをもとに実効線量と甲状腺等価線量を算出して見よう。体内に取り込まれたヨウ素の70%〜80%は甲状腺に分布しているとのことなので、甲状腺に449万 Bqが存在しているとき、全身には560万 Bq （= 5.6 E+06 Bq）程度が存在していることになる。環境省は、経口摂取によるI-131の実効線量への換算係数は、10歳児の場合 0.052 μSv/Bq （= 5.2 E-05 mSv/Bq）としている。体内に560万 Bqの I-131 が存在するためには、経口摂取した量はもっと多くなければならないと考えるべきなのかもしれないが、とりあえずこの値を用いると、実効線量は、
5.2 E-05 mSv/Bq × 5.6 E+06 Bq = 291 mSv となる。
甲状腺の組織荷重係数 0.04 で割ると、甲状腺等価線量は 7, 275 mSvとなる。
とんでもない数値だが、何か間違っていないだろうか？
とにかく、専門家は、うやむやにせずに真剣に再検討すべきだと思う。
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注１）1990年代に使用されていたのはTGS-133で、その後、TGS 136、TGS-146, TGS-146Bとモデルチェンジを重ね、現行の後継機種はTGS-1146である。いずれも窓径 5 cm の同型GM菅を使用しており、機器効率のエネルギー依存曲線が微妙に異なるものの、ほぼ同等の計数率となる。GM管を用いた放射線サーベイメータにはγ線と反応する特殊な壁材のGM管を使用してγ線にも十分な感度を有するよう設計され、空間線量率測定にも使えるものがあるが、窓径が小さい。また、全方位からのγ線を拾うので、指向特性が弱く、表面汚染検査には適さない。
注３）β線核種の表面汚染密度（Bq/cm2) =
(測定値−バックグラウンド）／60
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（機器効率 × 線源効率 × GM管の入射窓面積 × 開口率）
毎秒あたりのBqの単位に合わせるため cpm 単位の計数値を60で割る。
TGS-146の仕様書によると、I-131からの最大エネルギー 0.6 MeV のβ線の機器効率は 0.45 程度、入射窓面積は 19.6 cm2 、窓を保護するための金属製メッシュカバーにより開口率は 0.85となっている。バックグラウンドは、平常時であれば自然放射線による 50 cpm 程度の係数率となるが、この場合、最大 10,000 cpm 程あっても不思議ではない。しかし、公表されている係数率はバックグラウンドを引いた値であると思われる。
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牧野さんの１月３日のtweetにあるように、伊達市が前市長時代に発行していた「だて復興・再生ニュース」の第8号に、「宮崎・早野論文の原型みたいなものがある。」そこには、地上1m高の空間線量から予測される実効線量（予測値）とガラスバッジで実測された実効線量の地区毎の平均値、および両者の比が示されている。全体では実測値は予測値の36%となっているが、予測値は各地区の数値の単純平均とほぼ一致するものの実測値は合わない。実測値の地区毎の単純平均は1.091 mSvとなり、予測値の44%である。牧野さんも指摘するように、「おそらく、実測値は、各人のデータの単純平均をとったのであろう。その時に、意味がある比較をするなら予測値のほうも人口で重みつけて平均しなければいけない」。そうしないと、地区毎の人口次第で、この比が変わってしまうことになる。
もう一点指摘すべきは、追加被ばく線量の予測値の算出で、地上１m高の空間線量の実測値から自然由来の放射線として 0.04 μSv/h 分を引いてあるのに、ガラスバッジの実測値からは0.54 mSv/y （＝ 0.062 μSv/h）相当を引いてある。両者の（見かけの）比を求めようとするときには、最初のステップとしては同じバックグラウンド値を引かなければおかしなことになるので、これは明らかな誤りである（注１）。仮にガラスバッジのバックグラウンドを 0.04 μSv/hとすると、実測値の地区毎の平均は予測値の平均の56.8%となる。
さらにもう一点、空間線量を0.4 μSv/h以下、0.4〜0.7μSv/h、0.7 μSv/h以上の３つの領域に分けて上記予測値に対する実測値の割合を算出すると、それぞれの平均値は、58.6%、45.9%、39.3%と、高線量地域ほど明瞭に低くなる。だて復興・再生ニュース第8号のまとめは、平成24年7月〜平成25年7月（ガラスバッジは、平成24年7月〜平成25年6月）に測定されたデータが用いられている。この間、高線量のAエリアは平成25年7月に除染が完了し（だて復興・再生ニュース４号）、一方、低線量のCエリアは平成25年6月に除染が業者に発注されたばかりである（だて復興・再生ニュース３号）。
おそらく、高線量区の住民ほど、除染された線量の低いところを注意深く選んで行動していることの現れであろう。日々の生活にそのような労苦を強いられている訳で、実効線量と空間線量の比（c）が小さいと喜んでばかりいるのは、そのような強いられた労苦に想像が及んでいない証拠ではないのか。いずれにしても、予測値に対する実測値の割合としては、現時点では、低線量地区の58.6%の方を参照すべきであろう。だて復興・再生ニュース（第8号）で示された36%という値は、幾重にも誤りを重ねた結果と言えよう（注２）。
バックグラウンドについては、宮崎・早野第一論文でも同じ誤りがある。第一論文では次のように書かれている。
（その２）で書いたように、ガラスバッジの計測値から差し引かれているバックグラウンドが 0.54 mSv/y （＝ 0.062 μSv/h）であることは、同じ論文の別のページに記載されているので、著者がその可笑しさに気づかなかった筈はないと思うのだが・・・、査読者も気づかなかったということか。
懸命な査読者なら次のようにコメントした筈だ。
天然の放射線も人工の放射線も測定器は区別できないのだから、ある個人が測定期間中に被曝した実効線量の実測値と、居住域の空間線量との比 ( c ) を求めたければ、不確かなバックグラウンド（自然放射線量）を引くことをせずに、そのままの比をとる方が正確だ・・と。 それにしても、伊達市には地上１m高の空間線量の実測値データが多量にあるのに、宮崎・早野論文では、なぜわざわざ航空機モニターによる間接的なデータと比較したのか、極めて不可解である。そこには何らかの意図があった筈であるが、そのことはきちんと説明されていない。結果的に、実効線量と空間線量の比（c）の 0.15（高線量エリアでは 0.1）という値が一人歩きし、伊達市の除染のサボタージュへと繋がっていくことになる。
だて復興・再生ニュースには、市政アドバイザーの多田 順一郎氏によるコラムが連載されていて、放射能安全論のデマ発信源となっている。第１号には、田中俊一氏が規制委員長就任前に伊達市の市政アドバイザーを務めていたことが記されている。多田氏はNPO法人放射線安全フォーラムの理事であるが、田中俊一氏はその顧問である。NPO法人放射線安全フォーラムの役員・顧問をみると、そうそうたるメンバーで、事務局のメンバーは全員、ガラスバッジ製造元の株式会社千代田テクノルの社員である。なんだかな〜な光景だ。
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注１）（その２）に書いたように、仮にこの比が 0.6 で空間線量のバックグラウンド 0.04 μSv/h が正しければ、ガラスバッジで計測されるバックグラウンドは 0.04 × 0.6 = 0.024 μSv/hでなければならない。実際には、提出されているどちらのバックグラウンド値が正しいかわからないが、バックグラウンドの比も c と同じでなければならないので、c の値が知りたければ、バックグラウンドを引く前の値の比を求めれば良いということになる。
注２）宮崎・早野論文では実効線量の実測値と空間線量の比を求めているが、伊達市の解析は、空間線量に0.6を乗した実効線量の予測値との比を求めている点で違いがあるので注意が必要。
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昨日の記事を投稿した後で、Journal of Radiological Protectionの宮崎・早野論文のページにArticle informationとして注意喚起のコメントが掲載されているのを知った。昨日の夕方の時点では気づかなかったので、その後の事と思われる。
第一論文については、使用されているデータの中に適切な同意を得ていないものが含まれている可能性があり、現在調査中であること、第二論文については、これに加え、主要な結論に影響を与える可能性のある計算間違いがある事が指摘されている。
この二つの論文が注目されたのは、第一論文の、個人線量率とグリッド空間線量率の比の平均 <c> が 0.15 ± 0.03 と、従来考えられていた 0.6 の 1/4 になるという結論と、第二論文の、生涯（70年後まで）の累積線量の中央値は線量の高いA区域でも18 mSv 程度であり、全体として除染の効果も見えないという結論にある。
早野さんの1月7日の釈明では、第二論文で累積線量を計算する際に、３ヶ月の累積線量を積算すべきだったのに、１ヶ月当たりの線量率を積算してしまい、結果的に結論が 1/3過小な見積もりになってしまったと説明されている。近似曲線を積分して累積線量を得たなら線量率のままでも問題はないように思うのだが、その値が間違っていたという事らしい。谷本さん達の検証によると、この説明だけでは整合しないものになっているというのは前回書いた事だが、早野さんとしては、第二論文の結論の一つである、A区域の生涯累積線量の中央値 18 mSv を 54 mSv に改めるということであろう。
ここで注意すべきは、第二論文に次のように書かれていることである。
この係数は極めて重要であるにも関わらず、あっさりと変更されているし、c の値が従来の定説とあまりにかけ離れている理由や、線量の高いところほど c が小さくなっている理由などが全く説明されていない。第二論文の、A区域の生涯累積線量の中央値が 18 mSv から 54 mSv に改められるとしても、c の値が従来の1/6 になっていることに変更はなく、この点で注意が必要である。仮に従来の c = 0.6 になるようなモデルを採用すると、６倍の 324 mSvとなるが、逆にそれは実測値とかけ離れることになる。つまり、実測値が従来のモデルで予測される値の1/4〜1/6 と小さな値になっているのは何故かということが問題となる。
c の値が小さくなっている理由としては、ガラスバッジの測定では、装着者自身によって背後からの放射線が遮蔽される事や、身に着けずに放置されたりした不正常なデータが含まれている事などが指摘されているが、これらの問題については第一論文で検討され、大きな問題はないとされている。
一方で私が気になったのは、ガラスバッジによる測定のバックグラウンド値である。このことについて、第一論文には次のように書かれている。
大洗町での計測値をもとに読み取り値から一律に 0.54 mSv/y を差し引いているということであるが、c の値が小さいとしたら、バックグラウンドの計測値も小さくなる筈なので、はなはだ疑問である。地質学会が公開している「日本の自然放射線量」のサイトで地上1 m高の放射線量（吸収線量）を確認すると、大洗町は全域 0.036〜0.0543 uGy/h の領域にある。Gy を Sv とほぼ等価とみなすと、年間にして 0.315〜0.476 mSv/y となる。 c = 0.15 を与えるガラスバッジで計測した場合 0.047〜0.071 mSv/y と一桁小さな値になる筈であるが、実際には 0.54 mSv/y と大変大きな値になっている。
一方、伊達市の方は、南東部にある過疎地の一部に 0.0543〜0.0725 uGy/h（0.476〜0.635 mSv/y）のやや高いところがあるものの大部分は大洗町と同じ線量域となっており、西部の人口密集地の一部には0.0178〜0.036 uGy/h（0.156〜0.315 mSv/y）と線量の小さなところを含んでいる。すなわち、c = 0.15 となるようなガラスバッジのバックグラウンド値としては、0.54 mSv/y は一桁高すぎる可能性が高い。その結果、空間線量が 2 uGy/h を超えるような高線量地域でさえ、ゼロに近い異常な値が計測されることになった可能性がある（第一論文の Figure 4）。
原発事故の前に野外における自然放射線を計測した私の経験からしても、 c が 0.15 と小さければ大洗町で 0.54 mSv/y と計測される筈はなはなく、0.54 mSv/y が正しければ、c は１に近い値でなければならないと断言できる。しかし、バックグラウンドの見積もり誤差の影響は、低線量域ほど大きくなるので、第二論文で示された c の値が高線量地区ほど小さくなっていることは、過剰なバックグラウンドが仮定されていることだけでは説明できない。結局、多数のファクターが重なって c が実際より小さく見積もられたのではないかと思われる。そこに恣意的な選択はなかったのか、検証されるべきであろう。
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昨年末から話題になっている「宮崎・早野論文」の不正疑惑問題（注１）について、神戸大の牧野淳一郎さんが「HARBOR BUSINESS Online」に寄稿した記事を読んだ。
これは、STAP細胞問題より深刻な、日本の科学史に残る事件に発展しそうな気配だ。関連する情報等は、内田 @uchida_kawasakiさんによるtogetter：伊達市被曝ばくデータ・被曝線量管理に繋がる『宮崎真氏早野龍五氏論文』関連まとめ・記事リンクメモ(2018.12.16作成・更新継続予定)にまとめられている。
問題がおおやけになるきっかけとなった福島県伊達市議会における�盒彊賤概聴�による一連の一般質問の動画をみて、大変驚いた。牧野さんがその一部を文字起こししている（注２）。
高橋議員はかなり早い時期からガラスバッジの問題を追及し続けてきたようであるが、宮崎・早野論文に言及のある、おそらく最初の質疑は、平成29年6月定例会 6月14日分の録画映像 (5/5)にあり、開始７分後辺りから論文の問題がとり上げられる。
＜要旨＞
『週刊ダイヤモンド』誌上で、伊達市長の考えが紹介されており、宮崎・早野論文を根拠に、国の除染基準は４倍過剰になっていると主張されている（注３）。当初より市長は除染に消極的だったので、この論文を宣伝しているようだ。論文ではガラスバッジで測定された実効線量と空間線量の比は、0.6ではなく0.15であるとなっている。本当にそうだろうかと仲間と相談し、黒川さんに会いに行って聞いてみた。黒川さんはすぐに論文を入手し、数日後に朝日新聞のWEB RONZAで、この論文についていくつもの疑義を指摘した。そこで、黒川さんに福島に来てもらって、パワーポイントで詳しく説明してもらった。・・・
47分10秒から
後日も高橋議員の追及は続き（注４）、とうとう、多数の不同意者の個人情報を含むデータが、正式な審査・手続きを経ないまま早野さん側に渡されていたことが明らかになった訳である。
それにしてもこの高橋一由議員は市議の鏡のような人だ。昨年12月6日の一般質問の動画を見ると、新しい市長と直轄理事に変わり、高橋氏は議長になっている。そのため、一旦議長の代理を立てて一議員として質問に立っている。
牧野さんが寄稿した記事では、タイトルにあるように、このような研究倫理違反の問題と、計算や理路に多数の瑕疵があり、論文の結論が再現されないという問題が指摘されているが、後者については次のまとめで議論されている。
東京大学の押川正毅さん（物理）とローマ大学の谷本溶さん（数学）による、論文の理路を辿った具体的な検証によっても、早野さんの1月7日の釈明内容を含めて再現できないようだ。私自身は、たまにガラスバッジを付けて仕事をするにもかかわらず、そこから得られる生の数値情報がどのようなものか、例えば、個々に誤差情報が含まれているのかどうかさえ知らないので、再現できない部分に何が隠されているのか検討する能力はない。
しかしこれを読むと、そもそも何故こんな論文が査読を通ってしまったのか、頭を抱えてしまう。これは、修正、再投稿では済まないレベルなので、当然取り下げ・ボツになるだろう。黒川さんのレター（間違いの指摘）が “ready to be accepted” となったまま放置されているのは、査読者・編集者の責任問題に発展しているということなのだろうか。
今の時点で、「宮崎・早野論文事件」を、単なる計算ミスなので修正・再投稿したら良いだけと主張している科学畑の人が少なからず居るが、彼らはそれがどのようなミスによるものか説明しようとしない。牧野さん、押川さん、谷本さんの指摘どころか、黒川さんのレターさえ読んでいないようだし、とにかく、読みたくもないと思っているのだろう。Twitterでの釈明で済ましたままの早野さんも、ダンマリを決め込んでいる宮崎さんも不誠実極まりないが、これを科学の危機と捉えることができるかどうかはある種の試金石となろう。東大の調査が注目される。
これらとは別に、黒川さんがWEB RONZAで指摘したもう一つの問題がある。
被災地の被曝線量を過小評価してはならない（2017年5月29日）
科学の作法に正しく則った、すなわち、研究倫理の問題をクリアーし、正しい理路で正しく計算したら「被曝線量を過小評価」するような結論にはなり得ないのか、といったようなことを考えるとき、この問題でのキーワードは、黒川さんの言う「がまん量」だ。
人文書院：［寄稿］『原発事故後の子ども保養支援』著者・疋田香澄氏
これはもちろん、故・武谷三男さんの発想によるが、しぶしぶとではあってもICRPも認める国際的に定着した考え方であり、決して特殊な考え方ではない。「ALARAの原則」も、この考え方を基礎としている。この点、初期被曝量の見積もりは極めて重要であるが、第二論文では、文献の引用がないまま、さらっと次のように書かれている（黒川さん訳：注５）。
結局のところ、「がまん量」の考え方を理解しない者が早野さんを擁護しているのだろうが、早野さんの釈明tweeに1,500件を超える「いいね」が押されているのを見ると（1月12日22時時点）、日本も相当ヤバいなと思う。
さて、従来の常識を翻すような研究成果が出てきたときに、その評価にかかわって最大限注意しなければならないことがある。その新しい説では、従来の常識はどのよう誤っていたのか、その理由についてきちんと説明できているかという点である。この点で宮崎・早野論文は全く不十分である。そのことが未解明のまま、常識を翻す新しい説を従来の体系の中に組み込むと解釈の自由度が発散してしまうことがある。例えば第二論文の「4. 議論」には次のように書かれている（黒川さん訳：注５）。
そうすると、チェルノブイリの住民が受けた実効線量も、実は大変小さなものであって、にもかかわらず甲状腺癌が多発してしまったので、新しい説で換算された実効線量で防護基準を評価する際には従来の何倍も厳しくしなければならないという考えも成り立つのである。
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注１）AERAdot.：伊達市が2万7千人以上の被ばくデータ無断提供 杜撰過ぎる個人情報の取り扱い（2018年12月21日）
デジタル毎日：個人被ばく線量論文、同意ないデータ使用か 東大が予備調査
注３）DIAMOND Online：福島の被曝調査で分かった安全基準の過剰、除染の意義揺らぐ
注４）OurPlanet-TV: 個人線量データの不正提供か〜福島県伊達市
注５）黒川さんによる論文の和訳
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