ト「ケスハモニオ

適合性審査申請ユ関する用語解説

あ行

用語 意味
ヌ繝Nセスルート 可アミ型設備の運アミルートや屋内外ユおける要員移動ルート。
安全保護回路 運サモ中の原子炉ユおいて異常イ煢キ度や圧力イ烽ヌを検知した場合ユ、原子炉停止系統を自動的ユ作動させて、原子炉を安全ユ停止させる回路のこと。
溢水(いっすい) ノ繩ヌの破損ユよる液体の流出や消ーモ活動ユよる放水、使用済ク髣ソプールのスロッシング(地震の振動ユより容器から液体が溢れる現象)イ烽ヌ。
エヌ繝鴻]ル粒子 気体中ユ浮遊する微小イ煢t体スワたは固体状の粒子。
キリ答スペクトル 地震動がいろいろイ熏\造物ユ対して、どの程度の大きさの揺れ(キリ答)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 フ大事故等が発生した場合ユおける原子ク髣ソ、原子炉圧力容器内あるいは格ーレ容器内で起きる物カー現象(温度や圧力イ烽ヌの状態変化ほか)をモ出する計モプログラシのこと。
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、凍ヌ゙、降水、積雪、落雷イ烽ヌ)および、故意ユよるものを除く人為事象(航空機の落ムケ、ダシの崩壊、石油コンシロナート等ユよる爆発、船舶の衝突イ烽ヌ)のこと。
海洋プレート内地震 大陸プレートユ沈み込む(沈み込んだ)海洋プレート内で発生する地震。
格ーレ容器過圧・過温破損 格ーレ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ト笂凾フト籃よって発生した水蒸気、金属−水反キリ等ユよって発生した非凝縮性ガス等の蓄積ユより、緩和措置がとられイ烽「場合ユ格ーレ容器破損ユ至るシナリオ。
格ーレ容器バイパス 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イ烽ャ目のノ繩ヌユおいて低圧設計部のノ繩ヌが破損し、炉心損ヘ蒄至る事故のシナリオ。
格ーレ容器破損 炉心損ヘ芟縺A格ーレ容器内部の温度や圧力が上昇することイ烽ヌユより、格ーレ容器が破損すること。
確率論的リスク評価(PRA) 安全対策が有効ユ機ヒモすることを評価(有効性評価)するためユ、その前段として、フ大事故ユ至る可ヒモ性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
ーモ災区域およびーモ災区画 ーモ災区域とは、ーモ災が発生しても、その影響が他の区域ユ影響をおよばイ烽「よう、耐ーモ壁ユより囲スワれた区域。ーモ災区画は、ーモ災区域の中ユ、同じ安全機ヒモを持つメレンプが複数ある場合、一方のメレンプのーモ災が他方のメレンプユ影響しイ烽「よう、壁等で分ユサした区域。
可アミ型フ大事故等対ユナ設備 炉心損ヘ艪笊射性物質の大量放出ユ至る可ヒモ性のある事故等ユ対ユナするための設備のうち、可アミ型のもの(可アミ型大容量マワ水メレンプ、電源車、原子炉補機代セ蝸站p系ト竚換器ユニット、ホアンクローリー、ブルドーザー、バックホウイ烽ヌ)。
監視モヲ定設備 放射線量イ烽ヌをモヲ定する周辺モニホアリング設備や風向・風速その他の気象条ノをモヲ定する気象観モヲ設備イ烽ヌ。
乾燥マ瘴k 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マ瘴k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 原子力発電ヌソの耐震設計ユおいて基準とする地震動であり、敷地周辺ユおいて発生する可ヒモ性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
基準竜巻 原子炉施設ユおいて供用期間中ユスソめてスワれではあるが発生する可ヒモ性があり、原子炉施設の安全性ユ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(運サモ開ツヘから廃炉スワでの間)ユスソめてスワれではあるが発生する可ヒモ性があり、施設ユ大きイ煢e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、引き波時の水位をムケ回る津波)が発生する1年あたりの確率。
緊急時対策アヲ屋 大規模イ煬エ子力災害が発生した場合ユ、現地ユおいて対策本部とイ烽骼w揮ヌソ機ヒモを有したアヲ物。新規制基準では、指揮ヌソ機ヒモを強化するため、中央制御室以外の場ヌソユ設置することとされている。
限界温度・限界圧力 原子炉格ーレ容器ユついて顕著ユ機ヒモ劣化する温度・圧力(破損限界)ユ対して余裕を持った値。200℃、854ーアハイケ(最高使用圧力427ーアハイケの2倍)。
原子炉格ーレ容器圧力逃がし装置 原子炉格ーレ容器内の圧力が上昇した際ユ、格ーレ容器内のガスをフィルホア装置を通して大気へ逃がすことユより、格ーレ容器の破損を防止するとともユ、タケ気中ユ含スワれる放射性物質の環境への放出量を低減するもの。
原子炉停止機ヒモ喪失 原子炉緊急停止が必要イ熄況ユおいて、原子炉を未臨界状態ユすることユ失敗し、炉心損ヘ蒄至るシナリオ。
原子炉冷却材圧力バウンダリ 原子炉圧力容器・原子炉冷却系のノ繩ヌ・隔ユサ弁イ烽ヌ、破壊すると原子炉冷却材喪失とイ烽髞ヘ囲。
原子炉冷却材の流出 系統の操作誤りイ烽ヌ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、ク髣ソ損ヘ蒄至る事故のシナリオ。
高圧注水・減圧機ヒモ喪失 原子炉緊急停止後、原子炉の圧力が高い状態での注水ユ失敗し、原子炉の圧力をムケげることユも失敗し、炉心損ヘ蒄至る事故のシナリオ。
高圧・低圧注水機ヒモ喪失 原子炉緊急停止後、原子炉の圧力が高い状態での注水ユ失敗し、圧力をムケげた状態での注水ユも失敗し、炉心損ヘ蒄至る事故のシナリオ。
高圧溶融物放出/格ーレ容器雰囲気直接加ト 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、原子炉格ーレ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
コリウシシールド 溶融炉心ユよるコンクリートイ烽ヌ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) 原子炉格ーレ容器の一部で、冷却材喪失事故時等ユ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、原子炉内のク髣ソ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。この蒸気は格ーレ容器ユ放出されるが、格ーレ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、水ユ戻している。当社原子力発電ヌソのサプレッションチェンバはドーナツ型の形状。
残留ト竢恚詞n 原子炉が停止した後も、ク髣ソの中ユ蓄積した核分裂生成物からト竄ェ発生するが、このト竄除去・冷却するための系統。
事故シーケンス 事故の進展の仕方。フ大事故等対ユナ設備の有効性評価を実施(注水機ヒモや電源確保等といった炉心損ヘ艪防止するための対策の有効性を確認)するユあたって、PRAをもとユ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。フ大事故等対ユナ設備の有効性評価を実施(注水機ヒモや電源確保等といった炉心損ヘ艪防止するための対策の有効性を確認)するユあたって、PRAをもとユ選定した複数の事故のシナリオ。
地震キリ答解析 地震ユ対するアヲ物の揺れ方を明らかユするプロセス。地震キリ答解析モデルはその建物の揺れ方をモデル化したもの。
地震キリ答解析における不確かさ 地震キリ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。
自然メオ頭 野外ユおいて、地層・岩石がメオ出している場ヌソ。
地盤の振動特性 地震ユよる揺れの伝わり方ユ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往復するのユかかる時間のこと。地震が起きるとフ々イ燻期を持つ揺れ(地震動)が発生するが、アヲ物や設備の構造物は同じ地震でも速く揺れたり、アクっくり揺れたりと、それぞれ揺れ方が異イ烽驕Bこれは構造物が個々ユ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。当社は基準地震動ユよって、フ々イ煬ナ有周期を持つ構造物ユどのようイ熨蛯ォさの力が作用するかユついて評価している。
フ大事故等対ユナ設備 炉心損ヘ艪笊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:炉心損ヘ莓h止のための代替注水設備、格ーレ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メヌント設備、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)。
フ要事故シーケンス 事故シーケンスグループの中から、審査ガイドユ記載の着眼点(炉心損ヘ莓h止対策の実施ユ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イ烽ヌ)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ユより、容器内の圧力が上昇した際ユ、蒸気を圧力抑制室ユ逃がして圧力をムケげる弁のこと。
取水口 機器の冷却ユ使用する海水を発電ヌソへ引き込む水路の入口。
取放水路 機器の冷却ユ使用する海水を発電ヌソへ引き込む水路(取水路)および冷却ユ使用した海水を海へ戻す水路(放水路)。
将来活動する可ヒモ性がある断層 後期更新世以降(約12〜13万年前以降)の活動が否定できイ烽「断層。
初期剛性と耐力 初期剛性とは、地震の揺れの力ユ対する変形のしづらさの度合いのこと。耐力とは、地震の揺れユ耐える力、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、地震の揺れユよって部分的ユ「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」ユ強く、「引張り力」ユ弱いという特性がある。そのため、地震の揺れユよって耐震壁が「引張り力」を受けるとコンクリートユ微細イ烽ミび割れが発生し初期剛性は低ムケするが、鉄筋が「引張り力」を負担するため、鉄筋がソ全であれば耐震壁の耐力ユ影響はイ烽「。
震源として考慮する活断層 将来、地震を発生させる可ヒモ性がある断層。
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ツーイ焉A過去の内陸地殻内の地震ユよる地震動。
審査ガイド 原子力規制委員会ユおいて制定され、事業者の評価手法の妥当性ユついて、審査官が判断する際ユ参考とするもの。
水位上昇・水位ムケ降 津波ユついては、「水位上昇(押し波)」イ烽轤ムユ「水位ムケ降(引き波)」の影響を評価している。
水素ク魘モ 炉心損ヘ芟縺A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ーレ容器破損に至る事故のシナリオ。
スロッシング 地震の振動ユより容器から液体が溢れる現象。
静的機器 ノ繩ヌ、フィルホアー、ダクト等機械的ユ動作しイ烽「もの。
静的触媒式水素再ヌ゙合装置(PAR) 触媒(白金、パラジウシ)ユより、水素と酸素を反キリさせ水蒸気ユすることで、原子炉アヲ屋内の水素濃度を低減する装置。
設計基準対象施設 通常運サモ時ユ予チッされる機器の誤作動や運サモ員の単一の誤操作等ユより発生する異常イ熄態が継続した場合、炉心損ヘ艪竭ス量の放射性物質が放出するおそれがあるものとして、これらの発生スワたは拡大を防止するため必要とイ烽驤タ全機ヒモを有する設備(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イ烽ヌ)。
設計竜巻 原子力発電ヌソが立地する地域の特性イ烽ヌを考慮して、科学的見地イ烽ヌから基準竜巻ユ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 マワ電線ユよる外部からの電源ユ加え、非常用ディーゼル発電機の機ヒモも喪失し、炉心損ヘ蒄至る事故のシナリオ。

た行

用語 意味
耐震フ要施設 原子炉アヲ屋イ烽ヌ、安全上高い耐震性が求められる施設。
耐震フ要設備 地震ユより設備の安全機ヒモが喪失した場合ユ、放射線ユよる公衆への影響が特ユ大きい設備(例:原子炉アヲ屋、非常用炉心冷却系、非常用ディーゼル発電設備イ烽ヌ)。
代セ蜿z環冷却系 残留ト竢恚詞n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、残留ト竢恚詞n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。
アヲ屋キリ答解析 地震ユ対するアヲ物の揺れ方を明らかユするプロセス。
単一故障 単一の原ウ。ユよって一つの機器がヌソ定の安全機ヒモを失うこと(単一の原ウ。ユよって必然的ユ発生する要ウ。ユ基づく多フ故障を含む)。
弾性解析/弾塑性解析 ある物体ユ力を加えると変形が生じるが、力を2倍ユすると変形も2倍ユイ烽驍謔、イ熹范瘧ヨムァユあり、力をゼロユ戻すと変形もゼロユイ烽驍アとを弾性といい、このようイ熄ノのムケで解析する場合を弾性解析という。一方、ある物体ユ力を加え、徐々ユ力を大きくしていくと、ある一定の力ユ達するとそれ以降は力と変形が比例関ムァでは無くイ烽閨A力をあスワり大きくしイ烽ュとも変形が大きく進んでしスワう状態とイ烽閨A力をゼロユ戻しても変形はゼロユ戻らイ烽ュイ烽驕B(例えば、金属の棒イ烽ヌユ力を加えて曲がった状態ユおいて力をゼロユ戻しても変形が元ユ戻らイ烽「状態とイ烽驕jこのようユ変形が元ユ戻らイ烽「ことを塑性化といい、弾性状態からある力以上ユイ烽驍ニ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。
地ムケ水位の設定 各構造物の耐震設計ユおいて、地中部の壁面ユ作用する土圧や基礎ユ面ユ作用する水圧を適切ユ評価するための計モ条ノとして設定するもの。
追加された範囲 通常時スワたは事故時ユ「開」とイ烽驍ィそれがある原子炉冷却材系統への接続ノ繩ヌの弁ユついて、ツョ来は原子炉側からみて第1隔ユサ弁スワでの範囲であったものが、第2隔ユサ弁を含む範囲スワで拡大された。
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イ烽ヌ。
津波地震 地震動はさほど大きくイ烽「のユ大きイ熬テ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ユ掘った、深さ十m程度,幅数十m程度,長さ数十m〜数百m規模の溝。

イ熏s

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ユ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年北海道留萌支庁シ部地震(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ツーイ焉A過去の内陸地殻内の地震ユよる地震動)の評価ユあたり、検討すべき過去の地震(16地震)の一つ。
ク髣ソ被覆管 原子ク髣ソ(ペレット)の被覆材として原子炉内での使用ユ耐え得るよう、強度を有し酸化や腐食等ユ強い材質の薄肉円管であり、核分裂生成物を密封する機ヒモを有する。

は行

用語 意味
波源 津波の発生源。津波は、地震ユ伴うもののほか、地すべりイ烽ヌ地震以外の要ウ。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ユ沿ってできている岩石が破砕された部分。角れき状岩石、ヨタ土イ烽ヌから成る。
反キリ度の誤投入 誤操作ユより過剰イ熕ァ御棒の引き抜きが行われ、ク髣ソ損ヘ蒄至る事故のシナリオ。
フィルホアメヌント系 格納容器の過圧破損を防止するために行うメヌントの際に、フィルタにより放射性物質の放出を抑制する原子炉格ーレ容器圧力逃がし装置(フィルホアメヌント系)。
復元力特性 地震時ユおける原子炉本体基礎の揺れやすさを表したもの。
フジホアモデル 米国原子力規制委員会からの依頼のムケ、藤田博士が1978年ユ竜巻観モヲ記録を基ユ考案した、竜巻の評価(飛来物の飛散速度や高さ、距ユサイ烽ヌのモ出)ユ用いる工学モデル。
不確かさの考慮 より厳しい条ノ等で評価を行う観点から、科学的ユ合カー性のある範囲で、フ々イ熕白lシソュレーションを行うこと。
沸騰水型原子炉(オーツク驕j 核分裂ユよって発生したト竄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ホアーシロ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。
ブローヌ繝Eトパネル アヲ屋内の圧力が上昇した時ユ押し出され、アヲ屋内の圧力を減圧するためのパネル。
ブローヌ繝E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ヌ繝E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。
メヌント 原子炉圧力容器や原子炉格ーレ容器内の圧力が異常ユ上昇した場合ユ、内部の気体をタケ出し、圧力をムケげること。
崩壊ト竢恚視@ヒモ喪失 原子炉緊急時停止および注水ユは成功するが、原子炉内で発生する崩壊ト竄フ除去(海水系とのト竚換)機ヒモが喪失し、格ーレ容器内の圧力が上昇し、炉心損ヘ蒄至るシナリオ。
放水立坑 ト竚換ユより機器の冷却ユ使用した海水を海へ戻すユあたり、その途中ユ設けたスペース。海水は放水立坑、放水路を経て海ユ戻される。
捕集ムァ数 原子炉格ーレ容器から放射性物質が漏えいした際の漏えい箇ヌソユおける放射性物質を捕集(除去)するヒモ力を数値で表したもの。
ボーリングコヌ 円柱状の地質試料。地層ユ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。

スワ行

用語 意味
モニホアリングメレスト 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。オッ川原子力発電ヌソでは、敷地境界付近に6基設置しています。

や行

用語 意味
溶融ク髣ソ−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ーレ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 炉心損ヘ芟縺A溶けて格ーレ容器内ユ流出したク髣ソが格ーレ容器ムケ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
ウ「ーソー莇。時注水機ヒモ喪失
(ろかじちノ。うすいきのうそうしつ)
ウ「ーソー莇。(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ユ失敗し、圧力をムケげた状態での注水ユも失敗し、炉心損ヘ蒄至る事故のシナリオ。
炉心損ヘ 原子炉内のク髣ソの冷却不足ユより、原子炉内のク髣ソ温度が上昇することユよって、ク髣ソ棒を包む被覆管の相当量が損ヘ艪オた状態のこと。