実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則 第二条 （定義）

第二条

この規則において使用する用語は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「法」という。）において使用する用語の例による。

2この規則において、次に掲げる用語の意義は、それぞれ当該各号に定めるところによる。

1. 一
   「放射線」とは、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（昭和五十三年通商産業省令第七十七号。以下「実用炉規則」という。）第二条第二項第一号に規定する放射線をいう。
2. 二
   「通常運転」とは、実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成二十五年原子力規制委員会規則第五号。以下「設置許可基準規則」という。）第二条第二項第二号に規定する通常運転をいう。
3. 三
   「運転時の異常な過渡変化」とは、設置許可基準規則第二条第二項第三号に規定する運転時の異常な過渡変化をいう。
4. 四
   「設計基準事故」とは、設置許可基準規則第二条第二項第四号に規定する設計基準事故をいう。
5. 五
   「設計基準対象施設」とは、設置許可基準規則第二条第二項第七号に規定する設計基準対象施設をいう。
6. 六
   「工学的安全施設」とは、設置許可基準規則第二条第二項第十号に規定する工学的安全施設をいう。
7. 七
   「重大事故等対処施設」とは、設置許可基準規則第二条第二項第十一号に規定する重大事故等対処施設をいう。
8. 八
   「特定重大事故等対処施設」とは、設置許可基準規則第二条第二項第十二号に規定する特定重大事故等対処施設をいう。
9. 九
   「安全設備」とは、設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において、その損壊又は故障その他の異常により公衆に放射線障害を及ぼすおそれを直接又は間接に生じさせる設備であって次に掲げるものをいう。

   1. イ
      一次冷却系統に係る設備及びその附属設備
   2. ロ
      反応度制御系統（設置許可基準規則第二条第二項第二十七号に規定する反応度制御系統をいう。以下同じ。）に係る設備及びそれらの附属設備
   3. ハ
      安全保護装置（運転時の異常な過渡変化が発生する場合、地震の発生により発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合及び一次冷却材喪失その他の設計基準事故時に原子炉停止系統を自動的に作動させ、かつ、発電用原子炉内の燃料体の破損又は発電用原子炉の炉心（以下単に「炉心」という。）の損傷による多量の放射性物質の放出のおそれがある場合に、工学的安全施設を自動的に作動させる装置をいう。以下同じ。）、非常用炉心冷却設備（原子炉圧力容器内において発生した熱を通常運転時において除去する発電用原子炉施設が設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間にその機能を失った場合に原子炉圧力容器内において発生した熱を除去する設備をいう。以下同じ。）その他非常時に発電用原子炉の安全性を確保するために必要な設備及びそれらの附属設備
   4. ニ
      原子炉格納容器及びその隔離弁
   5. ホ
      非常用電源設備及びその附属設備
10. 十
    「設計基準事故対処設備」とは、設置許可基準規則第二条第二項第十三号に規定する設計基準事故対処設備をいう。
11. 十一
    「重大事故等対処設備」とは、設置許可基準規則第二条第二項第十四号に規定する重大事故等対処設備をいう。
12. 十二
    「重大事故防止設備」とは、設置許可基準規則第二条第二項第十五号に規定する重大事故防止設備をいう。
13. 十三
    「重大事故緩和設備」とは、設置許可基準規則第二条第二項第十六号に規定する重大事故緩和設備をいう。
14. 十四
    「管理区域」とは、実用炉規則第二条第二項第四号に規定する管理区域をいう。
15. 十五
    「周辺監視区域」とは、実用炉規則第二条第二項第六号に規定する周辺監視区域をいう。
16. 十六
    「燃料材」とは、設置許可基準規則第二条第二項第二十二号に規定する燃料材をいう。
17. 十七
    「燃料被覆材」とは、設置許可基準規則第二条第二項第二十三号に規定する燃料被覆材をいう。
18. 十八
    「燃料要素」とは、設置許可基準規則第二条第二項第二十四号に規定する燃料要素をいう。
19. 十九
    「燃料要素の許容損傷限界」とは、設置許可基準規則第二条第二項第二十五号に規定する燃料要素の許容損傷限界をいう。
20. 二十
    「反応度価値」とは、設置許可基準規則第二条第二項第二十八号に規定する反応度価値をいう。
21. 二十一
    「制御棒の最大反応度価値」とは、設置許可基準規則第二条第二項第二十九号に規定する制御棒の最大反応度価値をいう。
22. 二十二
    「反応度添加率」とは、設置許可基準規則第二条第二項第三十号に規定する反応度添加率をいう。
23. 二十三
    「一次冷却材」とは、設置許可基準規則第二条第二項第三十一号に規定する一次冷却材をいう。
24. 二十四
    「二次冷却材」とは、設置許可基準規則第二条第二項第三十二号に規定する二次冷却材をいう。
25. 二十五
    「一次冷却系統」とは、設置許可基準規則第二条第二項第三十三号に規定する一次冷却系統をいう。
26. 二十六
    「最終ヒートシンク」とは、設置許可基準規則第二条第二項第三十四号に規定する最終ヒートシンクをいう。
27. 二十七
    「原子炉冷却材圧力バウンダリ」とは、設置許可基準規則第二条第二項第三十五号に規定する原子炉冷却材圧力バウンダリをいう。
28. 二十八
    「原子炉格納容器」とは、設置許可基準規則第二条第二項第三十六号に規定する原子炉格納容器をいう。
29. 二十九
    「コンクリート製原子炉格納容器」とは、原子炉格納容器であって、鋼板で内張りされたコンクリート部を有するものをいう。
30. 三十
    「コンクリート部」とは、コンクリート製原子炉格納容器のうち鉄筋コンクリート構造又はプレストレストコンクリート構造の部分をいう。
31. 三十一
    「鋼製内張り部等」とは、コンクリート製原子炉格納容器内の機械又は器具から放出される放射性物質の漏えいを防止するためにコンクリート部に内張りされている鋼板（以下「ライナプレート」という。）、胴と底部のライナプレートを接続する鋼板（以下「ナックル」という。）、貫通部スリーブ及びコンクリート部への定着金具をいう。
32. 三十二
    「クラス１容器」、「クラス１管」、「クラス１ポンプ」又は「クラス１弁」とは、それぞれ原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する容器、管、ポンプ又は弁をいう。
33. 三十三
    「クラス２容器」、「クラス２管」、「クラス２ポンプ」又は「クラス２弁」とは、それぞれ次に掲げる機器（設計基準対象施設に属するものに限る。）に該当する容器、管、ポンプ又は弁をいう。

    1. イ
       設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において、発電用原子炉を安全に停止するため又は発電用原子炉施設の安全を確保するために必要な設備であって、その損壊又は故障その他の異常により公衆に放射線障害を及ぼすおそれを間接に生じさせるものに属する機器（放射線管理施設又は原子炉格納施設（非常用ガス処理設備に限る。）に属するダクトにあっては、原子炉格納容器の貫通部から外側隔離弁までの部分に限る。）
    2. ロ
       蒸気タービンを駆動させることを主たる目的とする流体（蒸気及び給水をいう。）が循環する回路に係る設備に属する機器であって、クラス１機器（クラス１容器、クラス１管、クラス１ポンプ又はクラス１弁をいう。以下同じ。）の下流側に位置する蒸気系統のうちクラス１機器からこれに最も近い止め弁までのもの及びクラス１機器の上流側に位置する給水系統のうちクラス１機器からこれに最も近い止め弁までのもの
    3. ハ
       イ及びロに掲げる機器以外の機器であって、原子炉格納容器の貫通部から内側隔離弁又は外側隔離弁までのもの
34. 三十四
    「クラス３容器」又は「クラス３管」とは、それぞれクラス１機器、クラス２機器（クラス２容器、クラス２管、クラス２ポンプ又はクラス２弁をいう。以下同じ。）、原子炉格納容器及び放射線管理施設若しくは原子炉格納施設（非常用ガス処理設備に限る。）に属するダクト以外の設計基準対象施設に属する容器又は管（内包する流体の放射性物質の濃度が三十七ミリベクレル毎立方センチメートル（流体が液体の場合にあっては、三十七キロベクレル毎立方センチメートル）以上の管又は最高使用圧力が零メガパスカルを超える管に限る。）をいう。
35. 三十五
    「クラス４管」とは、放射線管理施設又は原子炉格納施設（非常用ガス処理設備に限る。）に属するダクトであって、内包する流体の放射性物質の濃度が三十七ミリベクレル毎立方センチメートル以上のもの（クラス２管に属する部分を除く。）をいう。
36. 三十六
    「クラス１支持構造物」、「クラス２支持構造物」又は「原子炉格納容器支持構造物」とは、それぞれクラス１機器、クラス２機器又は原子炉格納容器を支持する構造物をいう。
37. 三十七
    「重大事故等クラス１容器」、「重大事故等クラス１管」、「重大事故等クラス１ポンプ」又は「重大事故等クラス１弁」とは、それぞれ重大事故等対処設備に属する容器、管、ポンプ又は弁（特定重大事故等対処施設に属するものに限る。）をいう。
38. 三十八
    「重大事故等クラス２容器」、「重大事故等クラス２管」、「重大事故等クラス２ポンプ」又は「重大事故等クラス２弁」とは、それぞれ重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。）と接続するものにあっては、当該可搬型重大事故等対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。）に属する容器、管、ポンプ又は弁（特定重大事故等対処施設に属するものを除く。）をいう。
39. 三十九
    「重大事故等クラス３容器」、「重大事故等クラス３管」、「重大事故等クラス３ポンプ」又は「重大事故等クラス３弁」とは、それぞれ可搬型重大事故等対処設備に属する容器、管、ポンプ又は弁をいう。
40. 四十
    「重大事故等クラス１支持構造物」とは、重大事故等クラス１機器（重大事故等クラス１容器、重大事故等クラス１管、重大事故等クラス１ポンプ又は重大事故等クラス１弁をいう。以下同じ。）を支持する構造物をいう。
41. 四十一
    「重大事故等クラス２支持構造物」とは、重大事故等クラス２機器（重大事故等クラス２容器、重大事故等クラス２管、重大事故等クラス２ポンプ又は重大事故等クラス２弁をいう。以下同じ。）を支持する構造物をいう。
42. 四十二
    「最高使用圧力」とは、設置許可基準規則第二条第二項第三十八号に規定する最高使用圧力をいう。
43. 四十三
    「最高使用温度」とは、設置許可基準規則第二条第二項第三十九号に規定する最高使用温度をいう。
44. 四十四
    「最低使用温度」とは、対象とする機器、支持構造物又は炉心支持構造物がその主たる機能を果たすべき運転状態又は試験状態において生ずる最低の温度以下の温度であって、設計上定めるものをいう。
45. 四十五
    「運転状態Ⅰ」とは、発電用原子炉施設の通常運転時の状態をいう。
46. 四十六
    「運転状態Ⅱ」とは、設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において、運転状態Ⅰ、運転状態Ⅲ、運転状態Ⅳ及び試験状態以外の状態をいう。
47. 四十七
    「運転状態Ⅲ」とは、設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において、発電用原子炉施設の故障、誤作動その他の異常により発電用原子炉の運転の停止が緊急に必要とされる状態をいう。
48. 四十八
    「運転状態Ⅳ」とは、設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において、発電用原子炉施設の安全設計上想定される異常な事態が生じている状態をいう。
49. 四十九
    「機械的荷重」とは、自重、管又は支持構造物からの反力その他附加荷重のうち地震荷重を除くものであって、設計上定めるものをいう。
50. 五十
    「荷重状態Ⅰ」とは、コンクリート製原子炉格納容器が運転状態Ⅰ（積雪時及び暴風時を除く。）において想定される荷重を受ける状態をいう。
51. 五十一
    「荷重状態Ⅱ」とは、コンクリート製原子炉格納容器が次に掲げるいずれかの状態において想定される荷重を受ける状態をいう。

    1. イ
       逃がし安全弁作動時の状態（積雪時及び暴風時を除く。）
    2. ロ
       原子炉格納容器耐圧試験時の状態（積雪時及び暴風時を除く。）
    3. ハ
       運転状態Ⅰにおける積雪時の状態（暴風時を除く。）
52. 五十二
    「荷重状態Ⅲ」とは、コンクリート製原子炉格納容器が運転状態Ⅰにおける暴風時の状態又は運転状態Ⅳにおける荷重状態Ⅳ以外の状態をいう。
53. 五十三
    「荷重状態Ⅳ」とは、コンクリート製原子炉格納容器が運転状態Ⅳ（積雪時又は暴風時を含む。）において原子炉格納容器の安全上想定される異常な事態が生じている状態をいう。
54. 五十四
    「試験状態」とは、耐圧試験により発電用原子炉施設に最高使用圧力を超える圧力が加えられている状態をいう。
55. 五十五
    「兼用キャスク」とは、設置許可基準規則第二条第二項第四十一号に規定する兼用キャスクをいう。

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