適合性審査申請に関する用語解説

50音 さくいん

あ行

用語 意味
アクセスルート 可搬型設備の運搬ルートや屋内外における要員移動ルート。
安全保護回路 運転中の原子炉において異常な温度や圧力などを検知した場合に、原子炉停止系統を自動的に作動させて、原子炉を安全に停止させる回路のこと。
溢水（いっすい） 配管の破損による液体の流出や消火活動による放水、使用済燃料プールのスロッシング（地震の振動により容器から液体が溢れる現象）など。
エアロゾル粒子 気体中に浮遊する微小な液体または固体状の粒子。
応答スペクトル 地震動がいろいろな構造物に対して、どの程度の大きさの揺れ（応答）を生じさせるかを描いたグラフ。
Ｏ．Ｐ． 女川の工事用基準面（Onagawa Peil）のこと。Ｏ．Ｐ．±０．０ｍは、東京湾平均海面（Ｔ．Ｐ．）−０．７４ｍに相当。

か行

用語 意味
解析コード 重大事故等が発生した場合における原子燃料、原子炉圧力容器内あるいは格納容器内で起きる物理現象（温度や圧力などの状態変化ほか）を算出する計算プログラムのこと。
外部事象 ここでは、地震及び津波を除く自然現象（洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷など）および、故意によるものを除く人為事象（航空機の落下、ダムの崩壊、石油コンビナート等による爆発、船舶の衝突など）のこと。
海洋プレート内地震 大陸プレートに沈み込む（沈み込んだ）海洋プレート内で発生する地震。
格納容器過圧・過温破損 格納容器内へ流出した高温の原子炉冷却材及び溶融炉心の崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気、金属−水反応等によって発生した非凝縮性ガス等の蓄積により、緩和措置がとられない場合に格納容器破損に至るシナリオ。
格納容器バイパス 原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で、高圧設計部分と低圧設計部分のつなぎ目の配管において低圧設計部の配管が破損し、炉心損傷に至る事故のシナリオ。
格納容器破損 炉心損傷後、格納容器内部の温度や圧力が上昇することなどにより、格納容器が破損すること。
確率論的リスク評価（ＰＲＡ） 安全対策が有効に機能することを評価（有効性評価）するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
火災区域および火災区画 火災区域とは、火災が発生しても、その影響が他の区域に影響をおよばないよう、耐火壁により囲まれた区域。火災区画は、火災区域の中に、同じ安全機能を持つポンプが複数ある場合、一方のポンプの火災が他方のポンプに影響しないよう、壁等で分離した区域。
可搬型重大事故等対処設備 炉心損傷や放射性物質の大量放出に至る可能性のある事故等に対処するための設備のうち、可搬型のもの（可搬型大容量送水ポンプ、電源車、原子炉補機代替冷却系熱交換器ユニット、タンクローリー、ブルドーザー、バックホウなど）。
監視測定設備 放射線量などを測定する周辺モニタリング設備や風向・風速その他の気象条件を測定する気象観測設備など。
乾燥収縮 コンクリートが固まるときに、内部に存在する水分が減少し体積が収縮すること。その際、ひび割れを伴うことがある。コンクリートの乾燥収縮は一般的な現象であり、長期にわたり継続する。
基準地震動 原子力発電所の耐震設計において基準とする地震動であり、敷地周辺において発生する可能性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
基準竜巻 原子炉施設において供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性があり、原子炉施設の安全性に影響を与えるおそれがある竜巻。
基準津波 原子炉施設の供用期間中（運転開始から廃炉までの間）に極めてまれではあるが発生する可能性があり、施設に大きな影響を与えるおそれがある津波。
基準津波の年超過確率 基準津波（押し波、引き波）を超える高さの津波（引き波の場合であれば、引き波時の水位を下回る津波）が発生する１年あたりの確率。
緊急時対策建屋 大規模な原子力災害が発生した場合に、現地において対策本部となる指揮所機能を有した建物。新規制基準では、指揮所機能を強化するため、中央制御室以外の場所に設置することとされている。
限界温度・限界圧力 原子炉格納容器について顕著に機能劣化する温度・圧力（破損限界）に対して余裕を持った値。２００℃、８５４kPa（最高使用圧力４２７kPaの２倍）。
原子炉格納容器圧力逃がし装置 原子炉格納容器内の圧力が上昇した際に、格納容器内のガスをフィルタ装置を通して大気へ逃がすことにより、格納容器の破損を防止するとともに、排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減するもの。
原子炉停止機能喪失 原子炉緊急停止が必要な状況において、原子炉を未臨界状態にすることに失敗し、炉心損傷に至るシナリオ。
原子炉冷却材圧力バウンダリ 原子炉圧力容器・原子炉冷却系の配管・隔離弁など、破壊すると原子炉冷却材喪失となる範囲。
原子炉冷却材の流出 系統の操作誤りなどで原子炉冷却材が冷却系統外へ流出し、原子炉内保有水量が減少し、燃料損傷に至る事故のシナリオ。
高圧注水・減圧機能喪失 原子炉緊急停止後、原子炉の圧力が高い状態での注水に失敗し、原子炉の圧力を下げることにも失敗し、炉心損傷に至る事故のシナリオ。
高圧・低圧注水機能喪失 原子炉緊急停止後、原子炉の圧力が高い状態での注水に失敗し、圧力を下げた状態での注水にも失敗し、炉心損傷に至る事故のシナリオ。
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱 原子炉圧力容器が高い圧力の状況で損傷し、溶融炉心等が急速に放出され、原子炉格納容器雰囲気が直接加熱されることで、原子炉格納容器内の温度および圧力が上昇し、原子炉格納容器破損に至る事故のシナリオ。
後期更新世以降 約12〜13万年前以降
コリウムシールド 溶融炉心によるコンクリートなどの浸食を防止するための設備。

さ行

用語 意味
サプレッションチェンバ（圧力抑制室） 原子炉格納容器の一部で、冷却材喪失事故時等に放出される原子炉内の蒸気を凝縮するための水を保持している部分（容器）。例えば、原子炉内の燃料破損を防止するため、外部から原子炉へ冷却水を注入するが、この冷却水は原子炉内で蒸発する。この蒸気は格納容器に放出されるが、格納容器内の圧力や温度の上昇を抑制するため、サプレッションチェンバ内の水で蒸気を凝縮し、水に戻している。当社原子力発電所のサプレッションチェンバはドーナツ型の形状。
残留熱除去系 原子炉が停止した後も、燃料の中に蓄積した核分裂生成物から熱が発生するが、この熱を除去・冷却するための系統。
事故シーケンス 事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施（注水機能や電源確保等といった炉心損傷を防止するための対策の有効性を確認）するにあたって、ＰＲＡをもとに選定した事故のシナリオ。
事故シーケンスグループ 事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施（注水機能や電源確保等といった炉心損傷を防止するための対策の有効性を確認）するにあたって、ＰＲＡをもとに選定した複数の事故のシナリオ。
地震応答解析 地震に対する建物の揺れ方を明らかにするプロセス。地震応答解析モデルはその建物の揺れ方をモデル化したもの。
地震応答解析における不確かさ 地震応答解析で設定する初期剛性（地震の揺れの力などによる初めの変形に対する変形のしづらさ）などについて、コンクリートなどの材料のばらつき等による変動幅を考慮したもの。
自然露頭 野外において、地層・岩石が露出している場所。
地盤の振動特性 地震による揺れの伝わり方に影響を与える地盤の性質（地質、地層の傾斜、硬さ・軟らかさ等）。
周期 揺れが１往復するのにかかる時間のこと。地震が起きると様々な周期を持つ揺れ（地震動）が発生するが、建物や設備の構造物は同じ地震でも速く揺れたり、ゆっくり揺れたりと、それぞれ揺れ方が異なる。これは構造物が個々に揺れやすい固有の周期（固有周期）を持っているためである。当社は基準地震動によって、様々な固有周期を持つ構造物にどのような大きさの力が作用するかについて評価している。
重大事故等対処設備 炉心損傷や放射性物質の大量放出に至る可能性のある事故等に対処するための設備（例：炉心損傷防止のための代替注水設備、格納容器破損防止のための格納容器代替スプレイ系やフィルタベント設備、放射性物質の拡散抑制のための放水砲やシルトフェンスなど）。
重要事故シーケンス 事故シーケンスグループの中から、審査ガイドに記載の着眼点（炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い、事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表しているなど）から選定されるもの。
主蒸気逃がし安全弁 原子炉圧力容器内で発生した蒸気により、容器内の圧力が上昇した際に、蒸気を圧力抑制室に逃がして圧力を下げる弁のこと。
取水口 機器の冷却に使用する海水を発電所へ引き込む水路の入口。
取放水路 機器の冷却に使用する海水を発電所へ引き込む水路（取水路）および冷却に使用した海水を海へ戻す水路（放水路）。
将来活動する可能性がある断層 後期更新世以降（約12〜13万年前以降）の活動が否定できない断層。
初期剛性と耐力 初期剛性とは、地震の揺れの力に対する変形のしづらさの度合いのこと。耐力とは、地震の揺れに耐える力、強度のこと。
耐震壁は鉄筋コンクリートで造られているが、地震の揺れによって部分的に「圧縮力」と「引張り力」の双方を受ける。コンクリートは「圧縮力」に強く、「引張り力」に弱いという特性がある。そのため、地震の揺れによって耐震壁が「引張り力」を受けるとコンクリートに微細なひび割れが発生し初期剛性は低下するが、鉄筋が「引張り力」を負担するため、鉄筋が健全であれば耐震壁の耐力に影響はない。
震源として考慮する活断層 将来、地震を発生させる可能性がある断層。
震源を特定せず策定する地震動 震源と活断層を関連付けることが困難な、過去の内陸地殻内の地震による地震動。
審査ガイド 原子力規制委員会において制定され、事業者の評価手法の妥当性について、審査官が判断する際に参考とするもの。
水位上昇・水位下降 津波については、「水位上昇（押し波）」ならびに「水位下降（引き波）」の影響を評価している。
水素燃焼 炉心損傷後、格納容器内の酸素が金属と水反応によって生じた水素と反応することで激しい燃焼が生じて格納容器破損に至る事故のシナリオ。
スロッシング 地震の振動により容器から液体が溢れる現象。
静的機器 配管、フィルター、ダクト等機械的に動作しないもの。
静的触媒式水素再結合装置（ＰＡＲ） 触媒（白金、パラジウム）により、水素と酸素を反応させ水蒸気にすることで、原子炉建屋内の水素濃度を低減する装置。
設計基準対象施設 通常運転時に予想される機器の誤作動や運転員の単一の誤操作等により発生する異常な状態が継続した場合、炉心損傷や多量の放射性物質が放出するおそれがあるものとして、これらの発生または拡大を防止するため必要となる安全機能を有する設備（例：原子炉への注水のための高圧炉心スプレイ系、電源の供給のための非常用ディーゼル発電機など）。
設計竜巻 原子力発電所が立地する地域の特性などを考慮して、科学的見地などから基準竜巻に対して最大風速の割り増し等を行った竜巻。
全交流動力電源喪失 送電線による外部からの電源に加え、非常用ディーゼル発電機の機能も喪失し、炉心損傷に至る事故のシナリオ。

た行

用語 意味
耐震重要施設 原子炉建屋など、安全上高い耐震性が求められる施設。
耐震重要設備 地震により設備の安全機能が喪失した場合に、放射線による公衆への影響が特に大きい設備（例：原子炉建屋、非常用炉心冷却系、非常用ディーゼル発電設備など）。
代替循環冷却系 残留熱除去系ポンプと並列に設置する常設の代替循環冷却ポンプにより、残留熱除去系の配管および熱交換器を経由して原子炉等への注水を可能とする系統。
建屋応答解析 地震に対する建物の揺れ方を明らかにするプロセス。
単一故障 単一の原因によって一つの機器が所定の安全機能を失うこと（単一の原因によって必然的に発生する要因に基づく多重故障を含む）。
弾性解析／弾塑性解析 ある物体に力を加えると変形が生じるが、力を2倍にすると変形も2倍になるような比例関係にあり、力をゼロに戻すと変形もゼロになることを弾性といい、このような条件の下で解析する場合を弾性解析という。一方、ある物体に力を加え、徐々に力を大きくしていくと、ある一定の力に達するとそれ以降は力と変形が比例関係では無くなり、力をあまり大きくしなくとも変形が大きく進んでしまう状態となり、力をゼロに戻しても変形はゼロに戻らなくなる。（例えば、金属の棒などに力を加えて曲がった状態において力をゼロに戻しても変形が元に戻らない状態となる）このように変形が元に戻らないことを塑性化といい、弾性状態からある力以上になると塑性化することを考慮した解析を弾塑性解析という。
地殻内地震 陸側プレートの内部で発生する地震。
地下水位の設定 各構造物の耐震設計において、地中部の壁面に作用する土圧や基礎底面に作用する水圧を適切に評価するための計算条件として設定するもの。
追加された範囲 通常時または事故時に「開」となるおそれがある原子炉冷却材系統への接続配管の弁について、従来は原子炉側からみて第１隔離弁までの範囲であったものが、第２隔離弁を含む範囲まで拡大された。
津波監視設備 津波の襲来状況を監視するための水位計および津波監視カメラなど。
津波地震 地震動はさほど大きくないのに大きな津波を発生させる地震。
Ｔ．Ｐ． 東京湾平均海面（Tokyo Peil）を基準とした高さのこと。
トレンチ 地質・地質構造を調べるために掘った、深さ十ｍ程度，幅数十ｍ程度，長さ数十ｍ〜数百ｍ規模の溝。

な行

用語 意味
内陸地殻内地震 大陸プレート内部での断層運動により発生する地震で、深さがおおむね約３０ｋｍよりも浅い地殻の内部で発生する地震。
２００４年北海道留萌支庁南部地震（留萌地震） 震源を特定せず策定する地震動（震源と活断層を関連付けることが困難な、過去の内陸地殻内の地震による地震動）の評価にあたり、検討すべき過去の地震（１６地震）の一つ。
燃料被覆管 原子燃料(ペレット)の被覆材として原子炉内での使用に耐え得るよう、強度を有し酸化や腐食等に強い材質の薄肉円管であり、核分裂生成物を密封する機能を有する。

は行

用語 意味
波源 津波の発生源。津波は、地震に伴うもののほか、地すべりなど地震以外の要因で発生する場合がある。
波源域 津波を引き起こす地震が発生する領域。
破砕部 ずれの生じた断層面に沿ってできている岩石が破砕された部分。角れき状岩石、粘土などから成る。
反応度の誤投入 誤操作により過剰な制御棒の引き抜きが行われ、燃料損傷に至る事故のシナリオ。
フィルタベント系 格納容器の過圧破損を防止するために行うベントの際に、フィルタにより放射性物質の放出を抑制する原子炉格納容器圧力逃がし装置（フィルタベント系）。
復元力特性 地震時における原子炉本体基礎の揺れやすさを表したもの。
フジタモデル 米国原子力規制委員会からの依頼の下、藤田博士が１９７８年に竜巻観測記録を基に考案した、竜巻の評価（飛来物の飛散速度や高さ、距離などの算出）に用いる工学モデル。
不確かさの考慮 より厳しい条件等で評価を行う観点から、科学的に合理性のある範囲で、様々な数値シミュレーションを行うこと。
沸騰水型原子炉（BWR） 核分裂によって発生した熱を使って原子炉の中の水を沸騰させて蒸気をつくり、その蒸気の力で発電用のタービンを回して電気をつくる原子炉。
プレート間地震 海洋プレートと大陸プレートが接している境界で発生する地震。
ブローアウトパネル 建屋内の圧力が上昇した時に押し出され、建屋内の圧力を減圧するためのパネル。
ブローアウトパネル閉止装置 重大事故等により、原子炉建屋内の圧力が上昇した際、建屋の破損を防ぐために開放したブローアウトパネルの開口部を閉止し、建屋の気密性を維持する装置。
ベント 原子炉圧力容器や原子炉格納容器内の圧力が異常に上昇した場合に、内部の気体を排出し、圧力を下げること。
崩壊熱除去機能喪失 原子炉緊急時停止および注水には成功するが、原子炉内で発生する崩壊熱の除去（海水系との熱交換）機能が喪失し、格納容器内の圧力が上昇し、炉心損傷に至るシナリオ。
放水立坑 熱交換により機器の冷却に使用した海水を海へ戻すにあたり、その途中に設けたスペース。海水は放水立坑、放水路を経て海に戻される。
捕集係数 原子炉格納容器から放射性物質が漏えいした際の漏えい箇所における放射性物質を捕集（除去）する能力を数値で表したもの。
ボーリングコア 円柱状の地質試料。地層に金属製の筒を深さ最大数百メートル程度打ち込み、抜き取ったもの。

ま行

用語 意味
モニタリングポスト 周辺への放射線の影響を把握するために、放射線量を常時測定する装置。女川原子力発電所では、敷地境界付近に６基設置しています。

や行

用語 意味
溶融燃料−冷却材相互作用 溶融炉心と原子炉格納容器下部の水が接触すると、一時的な圧力の急上昇が生じる可能性があり、このときに発生するエネルギーが大きい場合に、原子炉格納容器内の構造物が破壊され原子炉格納容器破損に至る事故のシナリオ。
溶融炉心・コンクリート相互作用 炉心損傷後、溶けて格納容器内に流出した燃料が格納容器下部のコンクリートを侵食する現象が発生する事故のシナリオ。

ら行

用語 意味
LOCA時注水機能喪失
（ろかじちゅうすいきのうそうしつ）		 LOCA（冷却材喪失事故）発生時、原子炉の圧力が高い状態での注水に失敗し、圧力を下げた状態での注水にも失敗し、炉心損傷に至る事故のシナリオ。
炉心損傷 原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと。