発電用原子力設備に関する技術基準を定める命令 第2条

第2条 （定義）

この命令において、次の各号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。 一「放射線」とは、原子力基本法（昭和三十年法律第186号）第3条第5号に規定する放射線又は一メガ電子ボルト未満のエネルギーを有する電子線若しくはエックス線であつて、自然に存在するもの以外のものをいう。 二「原子炉施設」とは、原子炉及びその附属設備をいう。 三「一次冷却材」とは、炉心において発生した熱を原子炉から直接に取り出すことを主たる目的とする流体をいう。 四「二次冷却材」とは、一次冷却材の熱を熱交換器により取り出すための流体であつて、タービンを駆動させることを主たる目的とするものをいう。 五「一次冷却系統」とは、一次冷却材が循環する回路をいう。 六「運転時の異常な過渡変化」とは、原子炉施設の運転時に予想される機械器具の単一の故障若しくはその誤作動又は運転員の単一の誤操作及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によつて生ずる異常な状態をいう。 七「工学的安全施設」とは、原子炉施設の故障、損壊等による原子炉内の燃料の破損等により、多量の放射性物質の放出のおそれがある場合に、これを抑制又は防止するための機能を有する施設をいう。 八「安全設備」とは、次に掲げる設備であつてその故障、損壊等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ものをいう。 九「管理区域」とは、原子力発電所内の場所であつて、その場所における外部放射線に係る線量が別に告示する線量を超え、空気中の放射性物質（空気又は水のうちに自然に含まれているものを除く。以下同じ。）の濃度が別に告示する濃度を超え、又は放射性物質によつて汚染された物の表面の放射性物質の密度が別に告示する密度を超えるおそれがあるものをいう。 十「周辺監視区域」とは、管理区域の周辺の区域であつて、当該区域の外側のいかなる場所においてもその場所における線量が別に告示する線量限度を超えるおそれがないものをいう。 十一「原子炉冷却材圧力バウンダリ」とは、一次冷却系統に係る施設の損壊等に伴い自動的に弁が閉鎖されることにより圧力障壁となる部分をいう。 十二「燃料許容損傷限界」とは、燃料被覆材の損傷の程度であつて、安全設計上許容される範囲内でかつ原子炉を安全に運転することができる限界をいう。 十三「反応度価値」とは、制御棒の挿入若しくはその引抜き、又は液体制御材の注入等による原子炉の反応度の変化量をいう。 十四「制御棒の最大反応度価値」とは、原子炉が臨界（臨界近傍を含む。）にある場合において、制御棒を一本引き抜くことにより炉心に生ずる反応度価値の最大値をいう。 十五「反応度添加率」とは、制御棒の引抜き等により炉心に添加される単位時間当たりの反応度の量をいう。 十六「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」（以下「クラス１機器」という。）とは、原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器をいう。 十七「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」（以下「クラス２機器」という。）とは、次に掲げる機器をいう。 十八「クラス３容器」又は「クラス３管」（以下「クラス３機器」という。）とは、クラス１機器、クラス２機器、原子炉格納容器及び放射線管理設備に属するダクト以外の容器又は管（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つては、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。 十九「クラス４管」とは、放射線管理設備に属するダクトであつて、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。 二十「原子炉格納容器」とは、容器内の機械器具から放出される放射性物質等の有害な物質の漏えいを防止するために設けられる容器をいう。 二十一「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つて、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。 二十二「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。 二十三「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器具から放出される放射性物質等の有害な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。 二十四「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。 二十五「運転状態Ｉ」とは、原子炉施設の通常運転時の状態をいう。 二十六「運転状態ＩＩ」とは、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。 二十七「運転状態ＩＩＩ」とは、原子炉施設の故障、誤作動等により原子炉の運転の停止が緊急に必要とされる状態をいう。 二十八「運転状態ＩＶ」とは、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。 二十九「試験状態」とは、耐圧試験により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。 三十「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。 三十一「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。 三十二「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。 三十三「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。 三十四「最高使用圧力」とは、対象とする機器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において受ける最高の圧力以上の圧力であつて、設計上定めるものをいう。 三十五「最高使用温度」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において生じる最高の温度以上の温度であつて、設計上定めるものをいう。 三十六「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つて、設計上定めるものをいう。 三十七「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付加荷重のうち地震荷重を除くものであつて、設計上定めるものをいう。