ISO 12749-2:2013 原子力、原子力技術、および放射線防護—用語, 語彙—パート2：放射線防護 | ページ 7

3.1

内部被ばく

体内の線源からの放射線への被ばく

[出典: 放射線源の放射線防護と安全性: 国際基本安全基準 - 暫定版 IAEA 安全基準シリーズ GSR Part 3, 2011 年]

3.1.1

摂取

特定の期間に、または特定の事象の結果として体内に取り込まれた放射性核種の放射能

[出典: ISO 20553:2006]

3.1.1.1

線量係数

放射性物質の単位摂取当たりの線量

注記単位面積当たりに特定の放射能が堆積した表面から特定の距離にある外部線量率など、放射能の量または濃度を線量または線量率に関連付ける他の係数を記述するためにも使用されることがあります。特定の放射性核種の。

[出典: ICRP 103, 修正 — 文言を定義と注釈に分割することにより。]

3.1.1.2

ヒト消化管モデル

もっている

放射性物質 (1.1.1.1.1) が人間の摂取によって取り込まれるときに関与するプロセスを説明するモデル

[出典: ICRP 66, 修正 — 「子供および大人による摂取」を「人間による摂取」に変更することにより.]

注記 1 HATM は、管領域の年齢に依存するパラメータと、この領域を通過する物質の移動に関連する通過時間を提供します。

3.1.1.3

人間の気道モデル

HRTM

放射性物質 (1.1.1.1.1) が人間の吸入によって取り込まれるときに関与するプロセスを説明するモデル。

[出典: ICRP 66, ヒト消化管モデルの定義と一致するように修正]

3.1.1.4

保持率

摂取が起こってから一定時間が経過した後に体内、組織、臓器、または身体の領域に存在する摂取の割合

[出典: ICRP 68]

3.1.1.5

排泄分画

摂取してから一定時間が経過した後の 1 日あたりの摂取量の割合

[出典: ICRP 68]

3.1.1.6

特定の吸収率

1 kg の標的組織Tに吸収される、線源領域Sで指定された放射線タイプとして放出されるエネルギーの割合

[出典: ICRP 103:2007]

3.1.1.7

クリアランスクラス

肺吸収クラス

吸入された放射性核種が気道から血液に移動する速度の違いを区別するために使用される分類

3.1.2

預託線量

摂取から生じると予想される生涯線量（3.3.1）

[出典: 放射線源の放射線防護と安全性: 国際基本安全基準 - 暫定版 IAEA 安全基準シリーズ GSR Part 3, 2011 年]

3.2

外部被ばく

体外の線源からの放射線への被ばく

[出典: IAEA – 放射線防護と放射線源の安全性: 国際基本安全基準 - 暫定版 IAEA 安全基準シリーズ GSR Part 3, 2011 年]

3.3

オルガン缶

[出典: 原子力安全と放射線防護で使用される IAEA 安全用語集の用語 - 2007 年版]

3.3.1

放射線加重係数

_R

低線量で 確率的影響（2.2.1） を誘発する際の放射線の相対的な生物学的効果を反映するために，組織又は器官の 吸収線量（4.1.6.7） に乗じた数値。その結果が 等価線量（3.3.2 ）である。 )

[出典: 原子力安全と放射線防護で使用される IAEA 安全用語集の用語 - 2007 年版]

3.3.2

同等の缶

_T

注記 1等価線量の単位はキログラムあたりのジュール (J kg ^-1 ) であり、その特別な名前はシーベルト (Sv) です。

[出典: 原子力安全と放射線防護で使用される IAEA 安全用語集の用語 – 2007 年版、修正 — 注 1 の最後の部分と注 2 および 3 を削除することにより。]

3.3.3

組織加重係数

_T

放射線の 確率的影響（2.2.1） の誘導に対するさまざまな臓器や組織のさまざまな感受性を説明するために、放射線防護の目的で使用される臓器や組織への 等価線量（3.3.2） の乗数。

[出典: 原子力安全と放射線防護で使用される IAEA 安全用語集の用語 - 2007 年版]

3.3.4

実効線量

E

組織又は器官における 等価線量（3.3.2） W _Tに適切な組織加重係数Tを乗じたものの和であり、 H _Tは組織又は器官における 等価線量（3.3.2） Tである。 、それぞれに組織の適切な組織加重係数Tを掛けた値

[出典: ICRP 103:2007, 修正 — 「組織または臓器の等価線量の合計に適切な組織加重係数を乗じた結果」と言い換える]

注記1実効線量の単位はキログラムあたりのジュール(J kg ^-1 )であり、その特別な名前はシーベルト(Sv)です。

3.4.1

計画被ばく状況

線源放射線の計画された操作、または線源放射線からの被ばくをもたらす計画された行動から生じる状況。

[出典: 放射線防護と放射線源の安全性: 国際基本安全基準 - 中間版 IAEA 安全基準シリーズ GSR Part 3, 2011 年、修正 — 「活動」を「行動」に変更し、「線源」の後に「放射線」を追加]

3.4.1.1

使用係数

有用なビームが問題の領域に向けられている作業負荷の割合

[出典: IEC IEV 50 放射線学および放射線物理学/放射線防護: 方法およびモニタリング]

3.4.1.2

占有率

T

問題の領域の占有の程度またはタイプを修正するために、ワークロードに乗じる係数。

[出典: IEC IEV 50 放射線学および放射線物理学/放射線防護: 方法およびモニタリング]

3.4.1.3

職業暴露

作業中に被ばくした労働者の被ばく

[出典: 放射線源の放射線防護と安全性: 国際基本安全基準 - 暫定版 IAEA 安全基準シリーズ GSR Part 3, 2011 年]

3.4.1.4

医療被ばく

医学的または歯科的診断または治療の目的で患者が受ける被ばく;キャリアと掛け布団によって;および生物医学研究プログラムの一環として曝露を受けるボランティアによる

3.4.1.5

人との接触

計画された被ばく状況（3.4.1） および既存の被ばく状況における線源のために公衆の構成員が受ける被ばく。職業または医療被ばくおよび通常の局所自然背景放射線を除く

[出典: ICRP 103:2007]

3.4.2

現在の被ばく状況

管理の必要性について決定を下す必要があるときにすでに存在する被ばくの状況

[出典: 放射線源の放射線防護と安全性: 国際基本安全基準 - 暫定版 IAEA 安全基準シリーズ GSR Part 3, 2011 年]

注記 1:例としては、 緊急被ばく状況 (3.4.3) が終了したと宣言された後の原子力または放射線緊急事態からのバックグラウンド放射線への被ばくおよび残留 放射性物質 (1.1.1.1.1) への被ばくが挙げられます。

3.4.2.1

曝露の可能性

確実に提供されるとは期待されていないが、発生源での事故、事象、または確率論的な性質の一連の事象に起因する可能性がある被ばく。これには、機器の故障や操作エラーが含まれます。

[出典: ICRP 103:2007]

3.4.3

緊急被ばく状況

予期しない出来事または重要な行動の必要性のために、高いレベルでのばく露が避けられないばく露の状況

[出典: IAEA 安全用語集 原子力安全および放射線防護で使用される用語 – 2007 年版、修正 — 「予期しない出来事または重要な行動の必要性により、高いレベルでの被ばくが避けられない場合」を追加]

注記 1:これには、緊急事態から直接生じる計画外の被ばく、および緊急事態の影響を緩和するための措置を講じている人への計画被ばくが含まれる場合があります。

注記 2:緊急時被ばくは、職業被ばくまたは公衆被ばくの場合がある。

3.4.3.1

参考レベル

緊急被ばく状況（3.4.3） または 既存の被ばく状況（3.4.2） 、 線量レベル（1.1.5） 、リスク、または放射能濃度を超えると、被ばくの発生を許可する計画が適切ではなく、それを下回る。 保護 (1.1.4) と安全性のどの最適化 が引き続き実施されるか

[出典: IAEA – 放射線防護と放射線源の安全性: 国際基本安全基準 - 暫定版 IAEA 安全基準シリーズ GSR Part 3, 2011 年]

3.4.4

回避線量

1 つまたは複数の対策の適用によって防止される線量。すなわち、対策が適用されなかった場合の予測線量と実際の予測線量との差。

[出典: IAEA 安全用語集 原子力安全と放射線防護で使用される用語 - 2007 年版]

3.1

internal exposure

exposure to radiation from a source inside the body

[SOURCE: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards - Interim Edition IAEA Safety Standards Series GSR Part 3, 2011]

3.1.1

intake

activity of a radionuclide taken into the body in a given time period or as a result of a given event

[SOURCE: ISO 20553:2006]

3.1.1.1

dose coefficient

dose per unit intake of a radioactive substance

Note 1 to entry: Sometimes, it is also used to describe other coefficients linking quantities or concentrations of activity to doses or dose rates, such as the external dose rate at a specified distance above a surface with a deposit of a specified activity per unit area of a specified radionuclide.

[SOURCE: ICRP 103, modified — By splitting the wording into a definition and a note.]

3.1.1.2

human alimentary tract model

HATM

model that describes the processes that are involved when a radioactive material (1.1.1.1.1) is incorporated by human ingestion

[SOURCE: ICRP 66, modified — By changing “ingestion by children and adults” to “human ingestion”.]

Note 1 to entry: HATM provides age-dependent parameter for the tract region, and associated transit times for the movement of materials through this region.

3.1.1.3

human respiratory tract model

HRTM

model that describes the processes that are involved when a radioactive material (1.1.1.1.1) is incorporated by human inhalation

[SOURCE: ICRP 66, modified to be consistent with the definition of human alimentary tract model]

3.1.1.4

retention fraction

fraction of an intake present in the body or in a tissue, organ, or region of the body after a given time has elapsed since the intake occurred

[SOURCE: ICRP 68]

3.1.1.5

excretion fraction

fraction of an intake excreted per day after a given time has elapsed since the intake occurred

[SOURCE: ICRP 68]

3.1.1.6

specific absorbed fraction

fraction of energy that is emitted as a specified radiation type in a source region, S, that is absorbed in 1 kg of a target tissue, T

[SOURCE: ICRP 103:2007]

3.1.1.7

clearance class

lung absorption class

classification used to distinguish between the different rates at which the inhaled radionuclides are transferred from the respiratory tract to the blood

3.1.2

committed dose

lifetime dose expected to result from an intake (3.3.1)

[SOURCE: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards - Interim Edition IAEA Safety Standards Series GSR Part 3, 2011]

3.2

external exposure

exposure to radiation from a source outside the body

[SOURCE: IAEA – Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards - Interim Edition IAEA Safety Standards Series GSR Part 3, 2011]

3.3

organ dose

[SOURCE: IAEA Safety Glossary Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2007 Edition]

3.3.1

radiation weighting factor

W_R

number by which the absorbed dose (4.1.6.7) in a tissue or organ is multiplied to reflect the relative biological effectiveness of the radiation in inducing stochastic effects (2.2.1) at low doses, the result being the equivalent dose (3.3.2)

[SOURCE: IAEA Safety Glossary Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2007 Edition]

3.3.2

equivalent dose

H_T

Note 1 to entry: The unit of equivalent dose is joule per kilogram (J·kg⁻¹) and its special name is sievert (Sv).

[SOURCE: IAEA Safety Glossary Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2007 Edition, modified — By deleting the last part of Note 1 and Notes 2 and 3.]

3.3.3

tissue weighting factor

W_T

multiplier of the equivalent dose (3.3.2) to an organ or tissue used for radiation protection purposes to account for the different sensitivities of different organs and tissues to the induction of stochastic effects (2.2.1) of radiation

[SOURCE: IAEA Safety Glossary Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2007 Edition]

3.3.4

effective dose

E

sum of the equivalent dose (3.3.2) in tissue or organ, W_T , multiplied by the appropriate tissue weighting factor, T, given by the expression where H_T is the equivalent dose (3.3.2) in tissue or organ, T, each multiplied by the appropriate tissue weighting factor for tissue, T

[SOURCE: ICRP 103:2007, modified — By rewording “result of the summation of the equivalent doses in tissues or organs, each multiplied by the appropriate tissue weighting factor”.]

Note 1 to entry: The unit of effective dose is joule per kilogram (J·kg⁻¹) and its special name is sievert (Sv).

3.4.1

planned exposure situation

situation arising from the planned operation of a source radiation or from a planned action that results in an exposure from a source radiation

[SOURCE: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards - Interim Edition IAEA Safety Standards Series GSR Part 3, 2011, modified — By changing “activity” to “action” and adding “radiation” after “source”.]

3.4.1.1

use factor

fraction of the workload during which the useful beam is pointed toward the area in question

[SOURCE: IEC IEV 50 Radiology and radiological physics/Radiation protection: methods and monitoring]

3.4.1.2

occupancy factor

T

factor by which the workload should be multiplied in order to correct for the degree or type of occupancy of the area in question

[SOURCE: IEC IEV 50 Radiology and radiological physics/Radiation protection: methods and monitoring]

3.4.1.3

occupational exposure

exposure of workers incurred in the course of their work

[SOURCE: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards - Interim Edition IAEA Safety Standards Series GSR Part 3, 2011]

3.4.1.4

medical exposure

exposure incurred by patients for the purposes of medical or dental diagnosis or treatment; by careers and comforters; and by volunteers subject to exposure as part of a programme of biomedical research

3.4.1.5

public exposure

exposure incurred by members of the public due to sources in planned exposure situations (3.4.1) and existing exposure situations, excluding any occupational or medical exposure and the normal local natural background radiations

[SOURCE: ICRP 103:2007]

3.4.2

existing exposure situation

situation of exposure which already exists when a decision on the need for control needs to be taken

[SOURCE: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards - Interim Edition IAEA Safety Standards Series GSR Part 3, 2011]

Note 1 to entry: Examples are exposure to background radiation and exposure to residual radioactive material (1.1.1.1.1) from a nuclear or radiological emergency after the emergency exposure situation (3.4.3) has been declared ended.

3.4.2.1

potential exposure

exposure that is not expected to be delivered with certainty but that may result from an accident at a source, an event, or sequence of events of a probabilistic nature, including equipment failures and operating errors

[SOURCE: ICRP 103:2007]

3.4.3

emergency exposure situation

situation of exposure where exposure at an elevated level is inevitable due to unexpected events or needs of important action

[SOURCE: IAEA Safety Glossary Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2007 Edition, modified — By adding “where exposure at an elevated level is inevitable due to unexpected events or needs of important action”.]

Note 1 to entry: This may include unplanned exposures resulting directly from the emergency and planned exposures to persons undertaking actions to mitigate the consequences of the emergency.

Note 2 to entry: Emergency exposure may be occupational exposure or public exposure.

3.4.3.1

reference level

in an emergency exposure situation (3.4.3) or an existing exposure situation (3.4.2) , level of dose (1.1.5) , risk, or activity concentration above which it is not appropriate to plan to allow exposures to occur and below which optimization of protection (1.1.4) and safety would continue to be implemented

[SOURCE: IAEA – Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards - Interim Edition IAEA Safety Standards Series GSR Part 3, 2011]

3.4.4

averted dose

dose prevented by the application of a countermeasure or set of countermeasures, i.e. the difference between the projected dose if the countermeasure(s) had not been applied and the actual projected dose

[SOURCE: IAEA Safety Glossary Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2007 Edition]