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Z 4001 : 1999  

(1) 

まえがき 

この規格は,工業標準化法に基づいて,日本工業標準調査会の審議を経て,通商産業大臣が改正した日

本工業規格である。これによってJIS Z 4001 : 1991は改正され,この規格に置き換えられる。 

JIS Z 4001には,次に示す附属書がある。 

附属書A(規定) その他の用語 

附属書B(参考) 断面積間の関係及び原子力分野における基礎過程 



 

 

日本工業規格          JIS 

 

Z 4001 : 1999 

 

 

原子力用語 

Glossary of terms used in nuclear energy 

 

 

序文 この規格は,1997年に第2版として発行されたISO 921, Nuclear energy−Vocabulary, 1996年に第1

版として発行された,IEC 60050-393, International Electrotechnical Vocabulary−Chapter 393 : Nuclear 

instrumentation : Physical phenomena and basic concepts及び1995年に第1版として発行された,IEC 

60050-394, International Electrotechnical Vocabulary−Chapter 394 : Nuclear instrumentation : Instrumentsを基に

作成した日本工業規格であるが,対応国際規格には規定されていない用語を日本工業規格として追加して

いる。 

原子力分野では,周知のように国際原子力機関 (IAEA) 及び世界保健機構 (WHO) はじめ国際放射線防護

委員会 (ICRP) などの国際機関が,技術的指針・規格又は勧告を発行し,国際協力協定(二国間又は他国

間協定を含む)や国の法規制とともに,それぞれの国の原子力開発とその利用に影響を及ぼしている。も

とより,国際用語規格の原案を作成したISO及びIECの原子力関係専門委員会も,これら国際機関とも提

携し,それらの動向を反映させるべく努力している。しかし,何分にも原案を作成してから発行までにか

なりの時間が経過し,用語の採録とその定義について,最近の原子力分野の技術進歩を完全に反映してい

るとはいい難い点もないわけではない。さらに,ISOとIECとでは,対象とする分野が異なることから,

用語の採録に偏りがあり,また定義の表現について両者の間に差のあることも否めない。 

この規格を利用するに当たっては,以上の点に十分留意することが必要である。またこの規格で規定する

用語のうち,国際規格番号が空白の用語は,対応国際規格にはない用語である。 

なお,上記IEC規格番号は,1997年1月1日から実施のIEC規格新番号体系によるものである。これに

従い前に発行された規格については,規格票に記載された規格番号60000を加えた番号に切り替える。こ

れは,番号だけの切替えであり内容は同一である。 

 

1. 適用範囲 この規格は,工業などで用いる原子力に関する主な用語とその定義について規定する。 

備考1. この規格に掲げた用語の定義は,この規格内で規定する用語相互間でまず整合するように定

義している。またこの規格の果たす役割を考慮して,一般性をもつ定義としている。このた

め,この規格の用語を他の原子力関連の規格の中で使用するときは,この規格を基にそれぞ

れの規格の中で,必要に応じて改めて定義すべきものである。 

2. 次に示す規格は,この規格の対応国際規格である。 

ISO 921 : 1997 Nuclear energy−Vocabulary 

IEC 60050-393 : 1996 International Electrotechnical Vocabulary−Chapter 393 : Nuclear 

instrumentatition : Physical phenomena and basic concepts 

IEC 60050-394 : 1995 International Electrotechnical Vocabulary−Chapter 394 : Nuclear 

instrumentation : Instruments 


Z 4001 : 1999  

2. 分類 原子力用語,一般,基礎,原子力安全,放射線利用,原子炉,燃料・炉材料,廃棄物管理・施

設の廃止,放射線計測,核融合の9部に分け,さらに次のように分類する。 

I. 

一般 

 

1. 原子力一般 ………………………………………………………………………………………… 

10001〜

2. 核物質管理 ………………………………………………………………………………………… 

11001〜

II. 基礎 

 

1. 単位 …………………………………………………………………………………………………… 

12001〜

2. 原子核・原子・分子 ………………………………………………………………………………… 

13001〜

3. 放射能・放射線 ……………………………………………………………………………………… 

14001〜

4. 相互作用(吸収・散乱・核反応) ………………………………………………………………… 

15001〜

5. 核分裂 ………………………………………………………………………………………………… 

16001〜

6. 中性子 ………………………………………………………………………………………………… 

17001〜

7. 炉物理 ………………………………………………………………………………………………… 

18001〜

8. 放射線化学・放射化学 ……………………………………………………………………………… 

19001〜

III. 原子力安全 

 

1. 原子力安全一般 ……………………………………………………………………………………… 

20001〜

2. 原子炉安全 ………………………………………………………………………………………… 

21001〜

3. 放射線防護 ………………………………………………………………………………………… 

22001〜

4. 放射線安全取扱技術 ………………………………………………………………………………… 

23001〜

5. 輸送 …………………………………………………………………………………………………… 

24001〜

IV. 放射線・放射性核種(安定核種を含む)の利用 

 

1. 加速器・放射線源・照射設備 ……………………………………………………………………… 

25001〜

2. 安定核種・放射性核種の分離・製造 ……………………………………………………………… 

26001〜

3. 放射性核種の化学への利用(分析・トレーサ) ………………………………………………… 

27001〜

4. 化学以外の分野への利用 …………………………………………………………………………… 

28001〜

5. 放射線の化学・生物学的効果の利用(線源利用・照射効果) ………………………………… 

29001〜

6. 医学利用 ……………………………………………………………………………………………… 

30001〜

V. 原子炉 

 

V1. 原子炉一般 

 

1. 原子炉の名称 ………………………………………………………………………………………… 

40001〜

2. 核特性 ………………………………………………………………………………………………… 

41001〜

3. 熱特性 ………………………………………………………………………………………………… 

42001〜

4. 動特性 ………………………………………………………………………………………………… 

43001〜

V2. 原子炉設備 

 

1. 原子炉本体 …………………………………………………………………………………………… 

44001〜

2. 原子炉冷却系 ………………………………………………………………………………………… 

45001〜

3. 原子炉制御系 ………………………………………………………………………………………… 

46001〜

4. 原子炉計装 ………………………………………………………………………………………… 

47001〜

5. 安全系 ………………………………………………………………………………………………… 

48001〜


Z 4001 : 1999  

V3. その他の原子炉施設 

 

1. 燃料管理 ……………………………………………………………………………………………… 

50001〜

2. 放射線管理 ………………………………………………………………………………………… 

51001〜

3. 廃棄物管理 ………………………………………………………………………………………… 

52001〜

4. 原子炉格納施設 ……………………………………………………………………………………… 

53001〜

5. 運転・保守 ………………………………………………………………………………………… 

54001〜

6. その他の設備 ………………………………………………………………………………………… 

55001〜

VI. 燃料・炉材料 

 

1. 探査・採鉱・製錬・転換 …………………………………………………………………………… 

60001〜

2. ウラン濃縮 ………………………………………………………………………………………… 

61001〜

3. 核燃料・原子炉材料 ………………………………………………………………………………… 

62001〜

4. 再処理 ………………………………………………………………………………………………… 

63001〜

VII. 廃棄物管理・施設の廃止 

 

1. 放射性廃棄物 ………………………………………………………………………………………… 

70001〜

2. デコミッショニング ………………………………………………………………………………… 

71001〜

VIII. 放射線計測 

 

1. 放射線計測一般 ……………………………………………………………………………………… 

80001〜

2. 線量計測 ……………………………………………………………………………………………… 

81001〜

3. 放射線測定装置 ……………………………………………………………………………………… 

82001〜

4. 情報処理・記憶・表示装置 ………………………………………………………………………… 

83001〜

5. 放射線検出器  

1) 検出器一般 …………………………………………………………………………………………… 

84101〜

2) 電離箱 ………………………………………………………………………………………………… 

84201〜

3) 飛跡検出器・放電箱 ………………………………………………………………………………… 

84301〜

4) シンチレーション検出器・ルミネッセンス検出器 ……………………………………………… 

84401〜

5) 半導体検出器 ………………………………………………………………………………………… 

84501〜

6) 計数管 ………………………………………………………………………………………………… 

84601〜

7) 放射化検出器 ………………………………………………………………………………………… 

84701〜

8) 放射線検出器部品 …………………………………………………………………………………… 

84801〜

6. 放射線防護計測器 

1) フルエンス計・線量計 ……………………………………………………………………………… 

85101〜

2) 汚染・放射能測定装置 ……………………………………………………………………………… 

85201〜

7. 放射線応用計測器  

1) 探鉱用計測器 ………………………………………………………………………………………… 

86101〜

2) 工業用計測器 ………………………………………………………………………………………… 

86201〜

8. 放射線測定装置のパラメータ・特性・試験法  

1) 放射線検出器の特性 …………………………………………………………………………………… 87101〜

2) 放射線測定装置の特性 ………………………………………………………………………………… 87301〜

3) 放射線応用計測器の特性 …………………………………………………………………………… 

87401〜

4) 試験・測定誤差・パラメータ ……………………………………………………………………… 

87501〜


Z 4001 : 1999  

IX. 核融合 

 

1. プラズマの基礎 

 

1) 基本概念 ……………………………………………………………………………………………… 

90001〜

2) 波 ……………………………………………………………………………………………………… 

90101〜

2. 核融合プラズマ 

 

1) 基本概念 ………………………………………………………………………………………………… 91001〜

2) 平衡磁気配位 …………………………………………………………………………………………… 91101〜

3) 安定性 …………………………………………………………………………………………………… 91201〜

4) 輸送 ……………………………………………………………………………………………………… 91301〜

5) 閉込め性能 ……………………………………………………………………………………………… 91401〜

6) 周辺プラズマ …………………………………………………………………………………………… 

91501〜

7) 加熱 ……………………………………………………………………………………………………… 91601〜

8) 電流駆動 ………………………………………………………………………………………………… 91701〜

9) 粒子供給 ………………………………………………………………………………………………… 91801〜

10) プラズマ診断 …………………………………………………………………………………………… 

91901〜

3. 磁気核融合装置 

 

1) 磁気核融合装置 ………………………………………………………………………………………… 92001〜

2) 磁気核融合炉工学 ……………………………………………………………………………………… 

92101〜

4. 慣性核融合 ……………………………………………………………………………………………… 93001〜

 

3. 番号,用語及び定義 定義のなかでISO 921,IEC 393,又はIEC 394と略記したものは,1. 適用範

囲 備考2.に記載した国際規格をそれぞれさす。番号は,JIS番号のほか,対応する国際規格の番号を併

記した。国際規格番号のうち3又は4で始まる番号は,それぞれIEC 60050-393,IEC 60050-394に掲載さ

れていることを表し,例えば,30407とあるのはIEC 60050-393中の用語番号が393-04-07であることを意

味する。その他はISO 921に当該番号を与えられ,掲載されていることを意味する。 

なお,参考のために対応英語を示した。 

備考1. 用語の一部に角括弧[ ]を付けたものは,角括弧の中の用字を含めた用語と,角括弧の中

の用字を省略した用語のどちらを使っても差し支えないことを示す。 

2. 定義欄のゴシック体の用語は,この規格において定義した用語(定義の中の同義語を含む。)

であることを示す。 

 

I. 

一般 

 

1. 原子力一般 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

10001 

821 30437 原子力 

核反応又は核遷移に伴って放出されるエネルギ
ー。狭義には,核分裂又は核融合によって放出さ
れるエネルギーをいう。核エネルギーともいう。 

nuclear energy, 
atomic energy 


Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

10002 

 

30201 放射線 

エネルギーが波動又は粒子の形で放出され,空間
又は媒質を通して伝ぱ(播)するもの。X線,

又は高速の電子,中性子,陽子など。こ

の規格の範囲では,音波,ラジオ波,可視光線,
赤外線,及び紫外線は含めない。“22006 電離放射
線”参照。 

radiation 

10003 

 

30213 [原子]核放射線 

慽 , 扽 ,

,中性子など原子核から放出される

電離放射線。 

nuclear radiation 

10004 

823 30262 核分裂 

重い原子核が同じ程度の質量をもつ二つ(又はま
れに三つ以上)の原子核に分かれる現象。通常,
中性子,

の放出を伴う。 

[nuclear] fission 

10005 

825  

核融合 

原子核が核融合反応を起こすこと。 

[nuclear] fusion 

10006 

826 30265 核融合反応 

二つの軽い原子核が反応して,元の原子核のどち
らよりも重い原子核を必ず一つと余分のエネルギ
ーとを生じる現象。 

nuclear fusion reaction 

10007 1237  

熱核反応 

核反応の一種であって,関与する粒子が反応を起
こすのに必要な運動エネルギーを熱運動から得る
場合をいう。 

備考 通常,この用語は核融合反応に適用され

る。 

thermonuclear reaction 

10008 

976 30227 放射性物質 

放射性核種を含む物質。 

備考 法的規制などでは,ある定められた値以

上の放射能や比放射能(又は放射能濃
度)をもつものを指す。 

radioactive material 

10009 

830  

核物質 

原料物質及び特殊核分裂性物質の総称。まれには
鉱石及び鉱石廃棄物もいう。 

備考 我が国では,鉱石及び鉱石廃棄物は含め

ない。 

nuclear material 

10010 1148  

原料物質 

物理的化学的形態に関係なく,特定の濃度以上の
ウラン若しくはトリウムを含む物質で,特殊核物
質として指定されたものを除く。 

備考 法規上の用語。我が国の法律では、核原

料物質と呼び,核燃料物質を含めない。 

source material 

10011 

484  

核分裂可能物質 

一種以上の核分裂可能核種を含む物質。 

fissionable material 

10012 

470 30127 核分裂性物質 

一種以上の核分裂性核種(又は,まれに核分裂可
能核種,例えば,プルトニウム238)を含む物質で
あって,条件がそろえば臨界に到達するもの。 

fissile material 

10013 

454 30125 [燃料]親物質 

中性子捕獲によって直接又は間接に核分裂性核種
に変換され得る核種,又はそのような核種を含む
物質。 

fertile material 

10014 

824 30701 [核]燃料 

核分裂性物質であって,原子炉内において自立核
分裂連鎖反応を達成することができるもの。原子
燃料ともいう。 

備考 我が国の法律では,原子炉で燃料として

使用する天然ウラン,劣化ウラン及びト
リウムを含む物質,若しくは濃縮ウラ
ン,プルトニウム及びウラン233を含む
物質を,核燃料物質と呼ぶ。 

nuclear fuel 


Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

10015 

509  

[核]燃料サイクル 

原子炉で燃料として使われる物質に対する採鉱,
製錬,転換,濃縮,加工,使用,輸送,貯蔵,再
処理,再加工及び廃棄処分などの一連の産業活動。 

[nuclear] fuel cycle 

10016 

 

 

バックエンド(核燃料
サイクルの) 

使用済燃料の輸送と貯蔵,再処理と廃棄物管理,
及び再処理廃棄物と使用済燃料の最終処分に関す
る産業活動。 

back-end (of nuclear 

fuel cycle) 

10017 

 

 

フロントエンド(核燃
料サイクルの) 

資源探査から成形加工までの核燃料の準備,及び
原子力発電プラントへの燃料集合体の搬入に関す
る産業活動。 

front-end (of nuclear 

fuel cycle) 

10018 

853  

ワンススルー[核]燃
料サイクル 

核燃料を原子炉で一度だけ使用し,再処理を行わ
ない核燃料サイクル。 

once-through fuel 

cycle 

10019 

903  

プルトニウムリサイ
クル 

使用済燃料から回収したプルトニウムを再び核燃
料として使用すること。 

plutonium recycling 

10020 

515  

燃料インベントリー 

原子炉,原子炉群又は核燃料サイクル全体に投入
されている核燃料の総量。 

fuel inventory 

10021 

637  

同位体分離 

元素中に存在する1種以上の同位体を,他の同位
体から分離すること。 

isotope separation 

10022 

412 
413 

30547 [同位体]濃縮 

同位体分離の方法によって,元素中に存在する特
定の同位体の存在度を高めること。 

備考 ISO 921では,方法に関係なく,元素中

に存在する特定の同位体の存在度を高
めることをいう。例えば,ウラン233で
濃縮したウラン,のように使用する。 

enrichment 

10023 

774  

天然ウラン 

天然の同位体組成をもつウラン。 

natural uranium 

10024 

411  

濃縮ウラン 

ウラン235の同位体存在度が天然存在度を超える
ウラン。 

備考 ISO 921では,ウラン233を添加した天

然ウランもenriched uraniumと呼ぶ。 

enriched uranium 

10025 

303  

劣化ウラン 

ウラン235の存在度が天然のものより低いウラン。 depleted uranium 

10026 

410 30702 濃縮物質 

物質を構成する元素の同位体のうち,特定の1種
類又は2種類以上の同位体について,それらの存
在度が天然における値よりも高いもの。 

enriched material 

10027 

302  

減損物質 

減損した物質。 

depleted material 

10028 

409  

濃縮燃料 

1種以上の核分裂性同位体を濃縮したウラン,又は
化学的に異なる核分裂性核種を添加したウランを
含む核燃料。 

enriched fuel 

10029 1251  

委託濃縮 

料金を徴収して濃縮ウランの製造を行うこと。 

toll enrichment 

10030 

412 
413 

 

富化 

核分裂性核種の存在度を,同位体濃縮以外の方法
で高めること。 

備考1. 例えば,天然ウランにプルトニウム

239やウラン233を添加する場合をい
う。 

2. 法規や協定文では,同位体ウラン238

に対するウラン233及びウラン235の
同位体存在度の和を,天然ウラン中の
ウラン235の同位体存在度より大き
くしたウランも濃縮ウランと呼んで
いる。 

enrichment 


Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

10031 

305 30546 減損 

ある物質中に存在する特定の同位体の存在度が減
ること。また,このような物質を減損物質という。 

備考 我が国では,ウラン中のウラン235が天

然存在度よりも少ない場合には劣化と
いうことがある。 

depletion 

10032 

235 30550 転換 

1. 燃料親物質から核分裂性核種への核変換。 
2. 着目する物質の化学形を変えること。 

conversion 

10033 

237 30551 転換率 

転換によって生じた核分裂性核種の原子数の,失
われた核分裂性核種の原子数に対する比。 

備考 その値はある時点について求める場合

も,ある期間に対して求める場合もあ
る。 

conversion ratio 

10034 

122 30552 増殖 

転換率が1より大きい転換をいう。 

breeding 

10035 

124 30553 増殖率 

転換率が1より大きいとき,転換率の代わりに使
う用語。 

breeding ratio 

10036 

123 30554 増殖利得 

増殖率から1を引いた値。 

breeding gain 

10037 

362 
363 

 

倍増時間 

1. ある燃料装荷分について,核分裂核種の量が

増殖によって2倍になるまでに要する時間。 

2. ある燃料サイクル全体の燃料インベントリー

について,その中に存在する核分裂性核種の
量が,増殖によって2倍になるまでに要する
時間。 

doubling time 

10038 

519 30819 [燃料]再処理 

原子炉で照射した燃料から核分裂生成物を取り除
き,核分裂性核種及び燃料親物質を回収する工程。 

fuel reprocessing 

10039 

981 30863 放射性廃棄物 

放射性物質の処理や,その取扱いの過程で生じる
放射性物質を含む廃棄物。 

radioactive waste 

10040 1225  

熱出力 

原子炉において単位時間当たりに発生する熱エネ
ルギー。 

heat output, 
thermal power 

10041 

 

 

電気出力 

発電機又は発電所において単位時間当たりに発生
する電力量。 

備考 正味電気出力に対してグロス電気出力

ともいう。 

electrical output 

10042 

 

 

正味電気出力 

電気出力から所内利用分を差し引いたもので,電
力系統に供給される電力。 

net electrical output 

10043 

 

 

熱効率 

熱出力に対する電気出力の比。 

thermal efficiency 

10044 

678  

負荷率 

ある期間に供給した電力量を,最大需要電力とそ
の期間の積で割った値。 

備考 平均負荷を最大負荷で割った値に等し

い。 

load factor 

10045 

892  

プラント負荷率 

ある期間に発電設備が供給した電力量を,最大電
力とその期間の積で割った値。 

備考 最大電力に対する平均供給電力の比に

等しい。 

plant load factor 

10046 

59  

稼動率 

ある期間において利用可能な電力量を,最大需要
電力とその期間の積で割った値。 

availability factor 

10047 1292  

利用率 

ある期間に供給した電力量を,その期間において
利用可能な電力量で割った値。 

備考 稼動率に対する負荷率の比に等しい。 

utilization factor 


Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

10048 

151  

設備利用率 

ある期間に発電所が供給した電力量を,定格電気
出力とその期間の積で割った値。 

備考 定格電気出力に対する平均供給電力の

比に等しい。 

capacity factor 

10049 

421  

平衡サイクル 

ある原子力発電所の燃料サイクルにおいて,供給
物質と排出物質の組成が一定していると想定され
るもの。 

備考 発電コストなどの計算に用いられる。 

equilibrium cycle 

10050 

49  

年間装荷量 

原子炉施設において,使用済燃料と交換し装荷さ
れる新燃料の平均年間量。 

annual throughput 

10051 

510  

[核]燃料サイクル費 燃料サイクルにかかる費用。通常,燃料の輸送及

び廃棄物処理の費用を含む。 

fuel cycle costs 

10052 

901  

プルトニウムクレジ
ット 

使用済燃料の中のプルトニウムに対して想定され
る価値。 

plutonium credit 

10053 

211  

コミッショニング 

原子力発電所の建設終了後に行われる一連の作
業。 

備考 部品及び全系統の試験と検査,核燃料の

装荷,常温臨界試験,加熱と低出力試験,
出力上昇試験及び試運転に分かれる。 

commissioning 

10054 

 

 

デコミッショニング 

原子力施設の使用停止後,残留放射能及びその他
の危険から従業員や公衆の健康と安全を確保する
ために実施する措置。その最終目標は,敷地の完
全解放と再使用である。廃止措置ともいう。 

decommissioning 

10055 1071  

操業開始期間 

初臨界後,平衡サイクルに達するまでの時間。 

running-in period 

10056 1072  

操業終了期間 

原子力発電所の使用最終期。この期間内に最終装
荷燃料が消費し,最終的な運転停止の準備が行わ
れる。 

running-out period 

10057 

822 
827 

 

原子力施設 

原子力安全についての配慮が必要とされるような
規模で,放射性物質又は核分裂性物質の生産,加
工,利用,処理,貯蔵,及び処分を行う施設。 

nuclear installation, 
nuclear facility 

10058 

 

 

放射線施設 

放射性物質,放射線発生装置を取り扱うために放
射線防護上の配慮が必要とされる施設で,使用,
詰替,貯蔵,廃棄などを行う施設などの総称。 

radiation facility 

10059 

997 30858 ホットラボ 

強い放射能をもつ放射性物質を安全に取り扱うこ
とができるよう適切な設備をもつ実験室,又はそ
のような実験室をもつ施設。強放射化学実験室 
(hotradiochemical laboratory) ともいう。 (IEC 393) 

備考 放射性物質を取り扱うため安全対策を

施した実験室をアイソトープ実験室 
(radionuclide laboratory) という場合もあ
る。 (ISO 921) 

hot laboratory 

10060 1047  

再処理施設 

使用済燃料から,再利用を目的として燃料親物質
及び核分裂性物質の分離と回収を行う施設。 

reprocessing plant 

10061 

514  

燃料成型加工施設 

核物質を含む原料を,燃料要素又は燃料集合体な
どに加工する施設。 

備考 保障措置上は,施設に附属するこれら物

質の貯蔵所及び分析所を含める。 

fuel fabrication plant 


Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

10062 

236  

転換施設 

核分裂生成物を分離した照射核物質,又は未照射
核物質に対して,その後の使用又は処理に適する
ように化学的物理的形態を変える施設。通常ウラ
ン精鉱の六ふっ化ウランヘの転換,又は六ふっ化
ウランの二酸化ウランヘの転換を行う施設をさ
す。 

備考 この用語には,転換施設に附属する貯蔵

施設及び分析所を含めるが,核物質の同
位体分離施設は含めない。 

conversion plant 

10063 

638  

同位体分離施設 

ある元素の同位体を分離する施設。 

備考 保障措置上は,同施設に附属する貯蔵施

設及び分析所を含める。 

isotope separation 

plant 

10064 

834  

原子動力プラント 

1基以上の動力炉をもち,電力又は熱エネルギーの
生産を行う施設。 

nuclear power plant 

10065 

 

30857 原子力発電所 

原子炉とそれに接続されるタービン及び発電機か
らなり,電力の生産を行う施設。原子力発電プラ
ントともいう。 

nuclear power station, 
nuclear power plant 

10066 

 

 

原子力蒸気供給設備 

原子力発電所の設備のうち,原子炉及びその運転
に必要な補助設備をいう。原子炉蒸気供給系とも
いう。通常,建屋は含めない。略号 NSSS 

備考 タービン系及びその補助系をバランス

オブプラント (BOP) と呼ぶ。 

nuclear steam supply 

system 

10067 

 

 

原子力船 

舶用炉を備えている船舶。 

nuclear ship 

 

2. 核物質管理 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

11001 

 

 

核拡散 

これまで核兵器を所有していなかった国が,核兵
器をもつこと。 

proliferation 

11002 

875  

平和的核活動 

軍事的性格を一切もたない原子力活動。 

備考 核物質に対する過去及び将来の利用に

関係なく,この物質の化学的組成及び同
位体組成を単に変更する工程は,この活
動に含まれる。 

peaceful nuclear 

activity 

11003 1074  

保障措置 

核物質が平和利用以外に転用されていないことを
確認すること。この措置は,国内法規又は国際条
約によって認められた用途からの逸脱を防ぐため
にとられる。 

備考 国際的不拡散政策の枠組みの中で,保障

確認システムは,例えば,国際原子力機
関 (IAEA) に任せられている。 

safeguards 

11004 1154  

特殊核物質 

プルトニウム,ウラン233,濃縮ウラン,ウラン
233で富化したウラン,又はこれらの物質のどれか
を含むもの。若しくはそれ以外の物質で相当量の
核エネルギーを放出することができ,特殊核物質
として随時指定できるもの。 

備考 法規上の用語。 

special nuclear 

material 


10 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

11005 1153  

特殊核分裂性物質 

プルトニウム239,ウラン233,濃縮ウラン,ウラ
ン233で富化したウラン,又はこれら物質を一つ
以上含むもの。若しくは国際原子力機関 (IAEA) 
理事会によって,また,ヨーロッパ共同体 (EC) の
場合には理事会の勧告及び多数決に基づいて,指
定される上記以外の核分裂性物質をいう。ただし,
原料物質,鉱石,又は鉱石廃棄物は含めない。 

備考 この用語は,国際原子力機関 (IAEA) 憲

章及びヨーロッパ共同体 (EC) 委員会
規則3227/76号によって定義されたもの
である。 

special fissionable 

material 

11006 

580 
581 
582 

 

改良核物質 

1. 同位体濃縮によって核分裂性物質の割合が増

加した核物質。 

2. 化学分離可能な核分裂性物質の割合が増加し

た核物質。 

3. 後続の処理を容易にするため,化学的又は物

理的形態を変更した核物質。 

improved nuclear 

material 

11007 

385  

実効質量 

核物質の質量に,一定の評価因子を掛けて得られ
る量であって,キログラム単位で表される。 

備考1. 評価因子は,次のように定められてい

る。 

− プルトニウムについては:1 
− 核分裂性核種の濃縮度が0.01 (1%) 以上の

ウランについては:その濃縮度の二乗 

− 濃縮度が0.005 (0.5%) を超え0.01 (1%) 未満

のウランについては:0.000 1 

− 濃縮度が0.005 (0.5%) 以下の劣化ウラン及

びトリウムについては:0.000 05  

2. 実効キログラムとして協定文に残さ

れているが,現在では実効質量が使わ
れている。 

effective mass 

11008 

711  

核物質計量管理 

核物質の在庫,移動,形状及び所在の記録とその
手続きのシステム。 

material accountancy 

11009 

12  

計量管理 

核物質の在庫と移動についての定量的管理。 

accountability 

11010 

13  

差異による計量手続
き 

特定区域にある核物質の量を直接決めずに,核物
質の出入の差から計算によって物質収支を表す方
法。 

accountancy by 

difference 

11011 

947  

定性的保障措置方法 

計量管理によらず,封じ込めと監視によって,保
障措置を実施する方法。 

備考 この方法は,視察,偽証探知装置,接近

の管理,特別な梱包,査察,輸送品の監
視を含む。 

qualitative safeguards 

method 

11012 

889  

核物質防護 

個人又は集団による核物質の盗取及び不法な移動
を防止する方法と手段,又は不法な移動が発生し
た場合にはそれを検知するための方法と手段。 

physical protection 

11013 

600  

査察 

核物質が平和利用以外に転用されていないことを
確認するため,査察員が施設に出向いて行う検査。 

備考 査察は,国家自身,又は例えば国際協定

に従い国際原子力機関 (IAEA) のどち
らが実施してもよい。 

inspection 


11 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

11014 

601  

査察員 

核物質の査察に法的責任をもつ国,又は国際機関
の職員。 

inspectorate 

11015 

703  

査察人・年 

300人・日に等しい核物質の査察業務量。ここで,
1人・日は1暦日に1人の査察員が施設にかける作
業量で,最大8時間とする。 

man-year of inspection 

11016 1206  

監視 

施設の各部分について物質収支を連続的又は断続
的に観察すること。 

surveillance 

11017 

222  

封じ込め 

核物質の移動を物理的方法によって制限又は抑制
する方法。 

containment 

11018 1093  

封印 

核物質を納める貯蔵庫又は容器の可動部分に取り
付けられるものであって,その破損は核物質に不
法に接近したことを示すもの。 

seal 

11019 1212  

タンパー防止 

探知不能な変造が不可能,若しくは困難なこと。 tamper-proof 

11020 1125  

シュラウディング 

物理的障壁を区域の保護に使うこと。その区域に
はプラントや処理施設が置かれ,商業上特別重要
で,保障措置査察員が直接接近できない。 

shrouding 

11021 1286  

同定登録 

模擬も偽造もできないバッチの特性の登録。 

unique identification 

11022 1307  

兵器転用度 

兵器又は爆発物の製造のための核物質の有用さを
示す定量的表現。 

weapon accessibility 

11023 

308  

探知時間 

核物質について,認められた用途からの逸脱又は
行方不明が生じてから,その事実を国際原子力機
関 (IAEA) が確認するまでの時間。 

detection time 

11024 

260  

臨界時間 

ある核物質を核兵器部品に転換するのに必要な最
小時間。 

備考 臨界時間は物理的及び化学的形態,材料

の同位体組成,所在及びその利用状況に
左右される。 

critical time 

11025 

307  

設計情報 

保障措置の対象となる核物質に関する情報,及び
その核物質に対する保障措置適用上の関連施設の
特徴に関する情報。 

design information 

11026 

712  

物質収支 

特定の期間について,期首在庫,在庫変動,受払
間差異の差引き残高。調整済み期末帳簿在庫に等
しい。 

material balance 

11027 1185  

枢要な箇所 

設計情報の審査の過程で選定される箇所であっ
て,通常の状態の下で,それらのすべての箇所か
ら得られる情報を総合すると,保障措置の適用上,
必要で十分な情報が得られ,さらに保障措置の適
用を検認することができる。 

備考 枢要な箇所には,物質収支に関連する主

要な測定が行われる箇所及び封じ込め,
並びに監視手段が設置されている場所
を含む。 

strategic point 

11028 

649  

主要測定点 

核物質の移動又は在庫の評価のための測定ができ
るような場所。略号 KMP 

備考 主要測定点では,搬入及び搬出(測定さ

れた廃棄物を含む)の量又は貯蔵量が決
定される。 

key measurement point 


12 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

11029 

713  

物質収支区域 

保障措置の対象施設の内又は外に設定される区域
であって,出入りする核物質の量を確定すること
ができ,その上区域内の核物質の実在庫を定めら
れた手続きで必要に応じて確定することができる
もの。略号 MBA 

material balance area 

11030 

714  

物質収支報告 

物質収支区域における核物質の収支を示す報告。
略号 MBR 

material balance report 

11031 1046  

代表試料 

ある物質について,工程内又は定まった量の処理
過程から採取した試料。 

representative sample 

11032 

74  

バッチ 

主要測定点において,計量のため,単位として取
り扱われる一区切りの核物質で,一組の仕様書又
は測定によってその組成及び量を決定することが
できるもの。 

備考 核物質はバルク状であっても,容器に分

けられていてもよい。 

batch 

11033 

76  

バッチデータ 

バッチごとの核物質について,化合物の全質量及
び核物質の元素の全質量。核分裂性核種の同位体
組成を付け加えることもある。 

batch data 

11034 1146  

ソースデータ 

核物質の同定及びバッチデータの基となるもの
で,測定値,校正用データ又は経験式を導くのに
用いられるデータ。 

備考 ソースデータは,例えば化合物の重量,

元素(ウラン,プルトニウム,トリウム)
の重量を決める変換係数,比重,元素濃
度,同位体比,体積と圧力計の読み値と
の関係,生成プルトニウムと原子炉出力
との関係。 

source data 

11035 

858  

期首在庫 

ある期間の期首において,存在する核物質の量。 opening inventory, 

beginning inventory, 
starting inventory 

11036 

401  

期末在庫 

ある期間の期末において,存在する核物質の量。 ending inventory, 

closing inventory 

11037 

28  

調整済み期末帳簿在
庫 

受払間差異を考慮したある期間の期末における帳
簿在庫。 

備考 ヨーロッパ共同体 (EC) 委員会規則第

3227/76号付則第2条,及び国際原子力
機関 (IAEA) の手続きによれば,期末帳
簿在庫と調整済み期末帳簿在庫が同じ
場合には,実際には受払間差異を在庫変
動として報告することができる。 

adjusted ending book 

inventory 

11038 

887  

実在庫 

ある時点において各物質収支区域のバッチごとに
存在する核物質の量。 

備考 実在庫は一定の手続きによって決定さ

れる。 

physical inventory 

11039 

888  

実在庫調査 

ある時点に,物質収支区域内のバッチに存在する
全核物質の量について,測定又は他の確立した方
法及び実在庫のリストによって行う評価。 

physical inventory 

taking 

11040 

617  

在庫調査 

すべての物質収支区域で,ある時点における在庫
を決定するために,原子力施設の運営者がとる行
為。 

inventory taking 


13 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

11041 

103  

帳簿在庫 

物質収支区域における最新の実在庫と,この実在
庫調査以後のすべての在庫変動との代数和。 

book inventory 

11042 

616  

在庫変動 

物質収支区域にある核物質のバッチごとの増加又
は減少。 

inventory change 

11043 1121  

受払間差異 

物質収支区域間の受払いにおいて,バッチごとの
核物質の払出し報告量と,受入れ側の測定値との
差。略号 SRD 

shipper-receiver 

difference 

11044 

716  

在庫差 

帳簿在庫と実在庫との差。物質不明量ともいう。
略号 MUF 

material unaccounted 

for 

11045 1288  

測定されない在庫 

それ自身測定できず,また測定する方法もないが,
二つの測定量の間の差として物質収支に入ってく
る在庫。 

備考 “11044 在庫差”参照。 

unmeasured inventory 

11046 

558  

隠ぺい(蔽)された在
庫 

測定のために接触できないプラント又はプラント
部品中に存在する核物質。 

hidden inventory 

11047 1049  

残さ 

プラント又はプラント部品において処理される核
物質のうち,時間が経過しても次の工程へ移らず,
排出されずに残るもの。 

residues 

11048 

 

 

測定されない損失 

測定されずに物質収支区域から廃棄され,又は放
出される核物質。 

unmeasured loss 

11049 

11 

 

事故損失 

事故による核物質の不測,かつ,回収不能な損失。 accidental loss 

11050 

728  

測定された廃棄物 

意図的に在庫から除かれた既知量の核物質,又は
認可者への引渡し又は認められた方法によって,
廃棄された既知量の核物質。 

measured discards 

11051 

729  

測定された損失 

測定によって確定することのできる核物質の不明
分。 

measured loss 

11052 1090  

スクラップ 

回収できない核物質の残さ。 

scrap 

11053 

246  

訂正事項 

計量記録又は報告書への記載事項で,判明した誤
記の訂正,又は改善された測定結果に基づく前回
の訂正を示すもの。 

備考 訂正事項は,明確に判別できなければな

らない。 

correction 

11054 

29  

調整事項 

物質収支報告への記載事項で,受払間差異及び在
庫差を考慮したことを示すもの。 

備考 ヨーロッパ共同体委員会規則第3227/76

号付則第2条では,受払間差異,及び新
しい測定による差としての在庫差は,在
庫変動として処理され,この調整事項は
必要ないとされている。 

adjustment 

11055 

57  

監査 

施設の記録及び国からの報告書について,記載さ
れた核物質量を確認するために,報告に必要な範
囲で行われる独立した検討,比較及び評価。 

audit 

11056 

818  

核的変性物 

核兵器としての有用性を低減するため,核分裂性
物質に加えられた物質。 

nuclear denaturant 

11057 1283  

審判研究所 

例えば受払間差異などに対する異議を解決するた
めに,求められる補助を行う登録された独立研究
所。 

umpire laboratory 

 


14 

Z 4001 : 1999  

II. 基礎 

 

1. 単位 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

12001 

 

30404 モル 

物質量のSI単位。1モルは炭素12の0.012kgに含
まれる原子と等しい数の構成要素を含む系の物質
量。構成要素は指定しなければならない。物質は
原子,分子,イオン,電子などの粒子,若しくは
これら粒子の集合体のいずれでもよい。 

mole 

12002 

 

 

原子質量単位 

質量の単位。1原子質量単位は,炭素の同位体12C
の原子1個の質量の1/12に等しい。記号u 

備考1. 統一原子質量定数 (universal atomic 

mass constant) ともいう。近似的に1u
=1.660 540×10−27kg 

2. 非SI単位であるが,本用語規格の適

用範囲に限り,この単位による値は規
格値として使用できる。 

atomic mass unit 

12003 

393 30421 電子ボルト 

エネルギーの単位。1電子ボルトは,真空中で1V
の電位差をよぎる1個の電子が受けるエネルギー
変化に等しい。記号 eV 

備考 近似的に1eV=1.602 177×10−19Jであ

り,SI単位との併用が認められている。 

electron-volt 

12004 

946  

エネルギーの単位。1Qは,1018BTU(英国熱量単
位)に等しい。 

備考 1Q=1.06×1021Jであり,大量のエネル

ギーを表すために,ある国で使われた。 

12005 

79 30411 ベクレル 

放射能のSI単位。1ベクレルは,毎秒1個の放射
性壊変に等しい。記号 Bq 

備考 1Bq=1s−1=(近似的に)2.7×10−11Ci 

becquerel 

12006 

268 30412 キュリー 

放射能の旧単位。1キュリーは,毎秒3.7×1010個
の放射性壊変に等しい。記号 Ci 

備考 1Ci=3.7×1010Bq 

curie 

12007 

 

 

クーロン毎キログラ
ム 

照射線量のSI単位。1クーロン毎キログラムは,X
線又は

の照射によって,空気1kg当たりに生じ

るイオン対の電気量が正負それぞれ1クーロンで
あるときの照射線量に等しい。記号 C/kg 

coulomb per kilogram 

12008 1064 30463 レントゲン 

照射線量の旧単位。記号 R 

備考 1R=2.58×10−4C/kg 

roentgen 

12009 

542 30471 グレイ 

吸収線量,カーマなどのSI単位。1グレイは,放
射線の照射による物質1kg当たり1Jのエネルギー
吸収に等しい。記号 Gy 

備考 1Gy=1J/kg 

gray 

12010 

953 30472 ラド 

吸収線量,カーマなどの旧単位。記号 rad 

備考 1rad=0.01Gy 

rad 

12011 

539  

グラム・グレイ 

積分吸収線量の単位。記号 g・Gy 

備考 1g・Gy=0.001 J 

gram-gray 

12012 

540  

グラム・ラド 

積分吸収線量の旧単位。記号 g・rad 

備考 1g・rad=0.001 mJ 

gram-rad 


15 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

12013 1129 30478 シーベルト 

実効線量,等価線量,及び線量当量のSI単位。記
号Sv 

備考 1シーベルトは,

及び

の照射では

1グレイに等しい。

では1シーベル

トは1/20グレイに相当する。また,中
性子線では,中性子のもつエネルギーご
とに細かく規定される。 

sievert 

12014 1041 30479 レム 

線量当量の旧単位。記号 rem 

備考 1rem=10−2Sv 

rem 

12015 

 

 

マン・シーベルト 

集団線量当量,集団実効線量の単位。記号 man・
Sv 

man・sievert 

12016 

 

 

マン・レム 

集団線量当量の旧単位。記号 man・rem 

備考 1man・rem=10−2 man・Sv 

man・rem 

12017 

 

 

メガワット日 

エネルギーの単位。記号 MWd又はMWD 

備考 1MWd=24×103kWh 

megawatt-day 

12018 

 

 

メガワット日毎キロ
グラム 

核燃料の燃焼度の単位。記号 MWd/kg 

備考 1メガワット日毎キログラムの1 000倍

をメガワット日毎トン(記号 MWd/t)
という。 

megawatt-day per 

kilogram 

12019 

71 30443 バーン 

断面積の単位。記号 b 

備考 1バーン=10−28m2。非SI単位のため,

この単位を用いた値は規格値としては
使用できない。 

barn 

12020 

 

 

dpm 

試料のもつ放射能の単位として慣用されている。
1dpmは1分当たり1個の放射性壊変の数に等し
い。 

備考 規格値としては用いられない。 

dpm 

12021 

 

 

cps 

放射線計測器が,放射線の検出結果として出力す
るパルス信号の計数値の単位として慣用されてい
るもの。1 cpsは毎秒1個の計数値に等しい。 

備考 規格値としては用いられない。 

cps 

12022 

874  

pcm 

ある国で使われている反応度の特別単位。10−5を
表す。 

備考 pour cent milleの略。 

pcm 

12023 

593  

インアワー 

反応度の単位。臨界にある原子炉の反応度を増や
して,原子炉時定数が1時間になるときの反応度
の増分に等しい。 

備考 inverse hourを縮めた言葉。 

inhour 

12024 

347  

ドル 

反応度の単位。即発中性子だけで原子炉を臨界に
するのに必要な反応度の大きさに等しく,したが
って,原子炉の実効遅発中性子比率に等しい。 

dollar 

12025 

164  

セント 

反応度の単位。1ドルの1/100。 

cent 

12026 

740  

ミル 

反応度の単位。1ドルの1/1 000。 

mill 

12027 

809  

ナイル 

ある国で使われている反応度の特別単位。0.01を
表す。 

備考 “12 022 pcm”参照。反応度変化を示す

場合には,10−5を表す更に小さい単位で
あるミリナイルが使われる。 

nile 


16 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

12028 

 

 

ワーキングレベル 

ラドン娘核種又はトロン娘核種の存在によっても
たらされるポテンシャル

度に対する単位。空気

1l当たり,1.3×105MeVの

ネルギーの放出に等

しい。 

working level 

12029 

 

 

ワーキングレベル月 

ラドン娘核種又はトロン娘核種による被ばくの単
位。 

備考 1WLM=170WL・h=3.54mJ・h・m-3 

working level month, 
(WLM) 

 

2. 原子核・原子・分子 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

13001 

868 30101 

30104 

粒子 

電子,中間子,核子などの総称。広義には光子,
原子核,原子,イオンなども含まれる。 

備考 光子など静止質量ゼロの粒子に対し,静

止質量をもつ粒子をcorpuscleというこ
とがある。 

particle 

13002 

951 30105 量子 

原子系又は原子核系が,離散的なエネルギー状態
の間の遷移で吸収又は放出するエネルギー(又は
運動量)の最小離散値。 

備考 この量は物理的に観測可能な最小値で,

離散量の変化はこの値の倍数で表され
る。 

quantum 

13003 

 

30102 素粒子 

現在,これ以上構成物質に分解できないと考えら
れる粒子。この反対のものが複合体である。 

備考 電子,陽電子,光子などが素粒子,原子

核,イオンなどが複合体である。 

elementary particle 

13004 

 

30406 電気素量 

電子や陽子がもつ電荷の絶対値。近似的に1.602 18
×10-19Cに等しい。素電荷ともいう。記号e 

elementary electric 

charge 

13005 

 

30408 静止質量 

相対論的運動で加わる質量の増加分を除いた粒子
の固有の質量。 

rest mass 

13006 

 

30405 アボガドロ定数 

物質1モル中にある構成物質の数。近似的に6.022 
14×1023mol-1に等しい。 

Avogadro's constant 

13007 

 

30407 プランク定数 

光子のエネルギーEと,その振動数

係を表

す式E=h

譛驥瀀栰ʏ

似的に6.626 08×10

−34J・sに等しい。 

Planck's constant 

13008 

 

 

原子質量 

基底状態にある原子の静止質量。 

atomic mass 

13009 

 

 

相対原子質量 

原子質量を原子質量単位で表したもの。 

備考 原子質量を原子質量単位で割ることに

よって得られる。 

relative atomic mass 

13010 

 

 

原子量 

地球上で,天然に存在する元素を構成する原子の
平均の質量。炭素の12C原子の質量を12として相
対的に表される。 

atomic weight 

13011 

53 30118 原子 

物質の構成単位であって,1個の原子核とその周り
にある電子とからなり,その電子の数は核内陽子
の数に等しい。 

atom 

13012 

391 30107 電子 

負の電気素量と(近似的に)9.109 39×10−31kgの
静止質量をもつ安定な粒子。陰電子ともいう。 

electron 

13013 

910 30108 陽電子 

正の電気素量と,電子と等しい静止質量をもつ安
定な粒子。 

positive electron, 
positron 


17 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

13014 

782 30109 ニュートリノ 

電荷をもたず,静止質量がゼロ又はそれに近く,
スピン1/2の安定な粒子。中性微子ともいう。 

neutrino 

13015 

884 30106 光子 

エネルギーh

鉛倰

̰

波の量

子。ここでhはプランク定数,

数である。 

備考 光子は静止質量ゼロ,スピン1の素粒子

である。 

photon 

13016 

846 30120 原子核 

原子の中心にあって正の電荷をもち,周りの電子
とともに原子を構成するもの。陽子と中性子とか
らなる。 

[atomic] nucleus 

13017 

831  

核物質 

核子が原子核と同じように密に詰まっている物
質。 

nuclear matter 

13018 

935 30110 陽子 

近似的に1.602 18×10−19Cの正の電荷と1.672 6×
10−27 kgの静止質量をもつ安定な粒子。 

proton 

13019 

783 30111 中性子 

電荷をもたず,近似的に1.674 93×10−27kgの静止
質量をもつ粒子。自由な状態では約890秒の平均
寿命をもつ。 

neutron 

13020 

845 30112 核子 

原子核を構成する粒子である陽子と中性子の総
称。 

備考 陽子と中性子はどちらもスピンが1/2

で,ほぼ等しい静止質量をもち,弱い相
互作用を通して互いに他に変換する。 

nucleon 

13021 

 

30114 中間子 

電子と陽子の間の静止質量をもち,高エネルギー
核反応によって作り出される極めて短い寿命の粒
子の総称。電荷をもつものと,もたないものがあ
る。 

meson 

13022 

 

30113 

浼鉛倀

素粒子の一種。電荷をもち短寿命(約2.2マイクロ
秒)で,静止質量は電子の約207倍,スピンは1/2。
ミュオンともいう。 

備考1. 正又は負の電気素量をもつ場合があ

り,2種類の

浼鉛僰

とが存在す

る。 

2. 

浼鉛倰漰

ピン1/2をもつ中間子とし

て扱うことはできない。現在,

子という用語は使われていない。 

muon 

13023 

 

30115 

間子 

電子の約270倍の静止質量をもつスピン0の中間
子。正負及びゼロの電気素量をもつ3種の

間子

が存在する。 

pion, 

瀀洀攀

13024 

 

30116 K中間子 

電子の約970倍の静止質量をもつ中間子。 

K meson 

13025 

 

30117 ハイペロン 

電子より重く極めて短寿命の粒子の総称。スピン
は1/2若しくは3/2,また電荷をもつものと,もた
ないものがある。 

hyperon 

13026 

 

30103 反粒子 

ある粒子と等しい質量とスピンをもち,逆の量子
数と電荷をもつ粒子。 

備考1. 粒子はどのタイプのものであっても,

その反粒子が存在する。 

2. 例 陽電子,反核子,反陽子,反中性

子 

antiparticle 

13027 

 

 

核力 

核子間に作用する力。電荷に関係なく非常に短い
距離でだけ働く。 

nuclear force 

13028 

311 30129 重陽子 

重水素(質量数2をもつ水素の同位体)の原子核。 deuteron 


18 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

13029 1276 30130 トリトン 

トリチウム(質量数3をもつ水素の同位体)の原
子核。 

triton 

13030 

41 30131 

慼鉛倀

ヘリウム4の原子核と同じ構成の原子番号2,中性
子数2の安定な粒子で,放射性壊変にともない放
出される。 

alpha particle 

13031 

81 30132 

扼鉛倀

原子核の核変換によって,又は中性子の壊変によ
って放出される電子又は陽電子。 

beta particle 

13032 

 

 

ポジトロニウム 

一対の電子と陽電子が形成する一時的な結合状
態。極めて短い寿命をもち,2個又は3個の光子に
壊変する。 

positronium 

13033 

 

 

荷電粒子 

電荷を帯びている粒子。例えば,イオン,陽子,
電子などをいう。 

charged particle 

13034 

618 30134 イオン 

原子や分子などが,幾つかの電子を失う(正イオ
ン)か,又は得た(負イオン)もの。 

ion 

13035 

847 30119 核種 

質量数及び原子番号によって定まる原子(又は原
子核)の種類。核異性状態にある原子核又はその
原子は別の核種とみなす。 

nuclide 

13036 

 

 

安定核種 

放射性壊変をしない核種。 

stable nuclide 

13037 

 

30401 質量数 

原子核を構成する核子の個数。すなわち陽子数と
中性子数との和。記号 A 

mass number 

13038 

 

30402 原子番号 

原子核を構成する陽子の個数。記号 Z 

備考 Z=A−Nここで,Aは質量数,Nは中

性子数。 

atomic number 

13039 

 

 

中性子数 

原子核を構成する中性子の個数。記号 N 

neutron number 

13040 

710  

質量超過 

核種の原子量と,質量数に原子質量単位を掛けた
値との差。記号⊿ 

mass excess 

13041 

863  

比質量偏差 

質量超過をその質量数で割った値。記号 f 

packing fraction 

13042 

706  

相対質量超過 

核種の質量超過を原子質量単位で割った値。記号
⊿r 

備考 この値は相対原子質量と質量数の差に

等しい。 

relative mass excess, 
mass decrement 

13043 

707  

質量欠損 

原子核において,それを構成する核子の質量の総
和とその原子核の質量との差。 

備考 質量欠損を原子質量単位で割った値を

相対質量欠損という。 

mass defect 

13044 

85 
86 

30420 結合エネルギー 

1. 粒子系中の一個の粒子を,その系から引き離

すのに必要な正味のエネルギー。分離エネル
ギー (separation energy) ともいう。 

2. 粒子系をその構成粒子に分解するのに必要な

正味のエネルギー。 

binding energy 

13045 

87  

比結合エネルギー 

相対質量欠損をその質量数で割った値。 

binding fraction 

13046 

639 30121 同位体 

同じ原子番号をもつ核種であって,互いに質量数
が異なるもの。同位元素ともいう。 

isotopes 

13047 

828 30122 同重体 

同じ質量数をもつ核種であって,互いに原子番号
が異なるもの。 

[nuclear] isobars 

13048 

636 30123 同中性子体 

同じ中性子数をもつ核種であって,互いに原子番
号が異なるもの。 

isotones 

13049 

39  

異重体 

同じ元素であるが,同位体組成が異なるため異な
る原子量をもつもの。 

allobars 

13050 

630  

同余体 

中性子数と陽子数の差が等しい核種。 

isodiapheres 


19 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

13051 

634  

核異性状態 

観測できるほど十分長い平均寿命をもつ原子核の
励起状態。 

isomeric state 

13052 

829  

[核]異性体 

同じ質量数と原子番号をもつが,原子核が互いに
異なったエネルギー状態にある核種。異性核とも
いう。 

[nuclear] isomer 

13053 1117  

遮へいされた核種 

原子番号Z−1とZ+1をもつ核種の同重体で,原
子番号Zの核種。 

備考 この核種は,

変から作ることができ

ず,核分裂のような核変換の一次生成物
としてだけ得られる。 

shielded nuclide 

13054 

987 30239 放射性元素 

1. 自然に存在する同位体のうち,どれかが放射

性核種である元素。 

2. すべての同位体が放射性である元素。 

備考1. ISOでは,定義2)を採用していない。 

2. この用語を放射性核種の意味に使う

べきではない。 (ISO 921) 

radioelement 

13055 

 

 

超ウラン元素 

原子番号92のウランより大きな原子番号をもつ元
素。 

transuranic element 

13056 

 

 

アクチノイド[元素] 89番元素アクチニウムから103番元素ローレンシ

ウムに至る15種の元素の総称。 

備考 アクチナイドということもある。 

actinoids 

13057 

 

 

マイナーアクチノイ
ド 

超ウラン元素のうち,プルトニウムを除いた元素
の総称。 

minor actinoids 

13058 

996 30236 放射性核種 

放射性壊変をする核種。 

radioactive nuclide, 
radionuclide 

13059 

 

 

自然放射性核種 

天然に存在する放射性核種。 

natural radioactive 

nuclide, 

natural radionuclide 

13060 

 

 

誘導放射性核種 

核反応によって生成される放射性核種。誘発放射
性核種ともいう。 

induced radioactive 

nuclide, 

induced radionuclide 

13061 

 

 

人工放射性核種 

核変換によって人工的に得られる放射性核種。 

artificial radioactive 

nuclide, 

artificial radionuclide 

13062 

990 30238 放射性同位体 

同位体のうち,放射性壊変をするもの。 

備考 この用語は,放射性核種の意味で用いる

べきではない。 (ISO 921) 

radioactive isotope, 
radioisotope 

13063 

 

 

安定同位体 

同位体のうち,放射性壊変をしないもの。 

stable isotope 

13064 

 

 

自然放射性同位体 

放射性同位体のうち,天然に存在するもの。 

natural radioactive 

isotope, 

natural radioisotope 

13065 

 

 

人工放射性同位体 

放射性同位体のうち,核変換によって人工的に得
られるもの。 

artificial radioactive 

isotope, 

artificial radioisotope 

13066 

640  

[同位体]存在度 

元素を構成する複数の同位体のうち,ある同位体
の原子数の相対的割合であって,その元素の全原
子数に対する比。通常,百分率で表される。 

isotopic abundance 

13067 

772  

天然[同位体]存在度 天然に存在する元素中における同位体存在度。 

natural [isotopic] 

abundance 


20 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

13068 

 

存在比 

与えられた試料中の元素について,ある同位体の
原子数と他の同位体の原子数との比。 

abundance ratio 

13069 

 

 

同位体組成 

同位体の集合物である元素について,その構成を
同位体存在度で示したもの。 

isotopic composition 

13070 

 

 

重水素 

質量数2をもつ水素の安定同位体。記号 D 

deuterium 

13071 

 

 

トリチウム 

質量数3をもつ水素の放射性同位体。三重水素と
もいう。記号 T 

tritium 

13072 

833  

核ポテンシャル 

核子が,原子核又は他の核子が作る場の中で,そ
の位置と量子状態に応じてもつポテンシャル・エ
ネルギー。 

nuclear potential 

13073 

 

 

エネルギー準位 

原子,分子又は原子核がとり得る定常状態,若し
くはそのエネルギー値。 

energy level 

13074 

 

 

基底状態 

原子,分子又は原子核における最低のエネルギー
準位。 

ground state 

13075 

 

30333 励起 

原子,分子又は原子核が,あるエネルギー準位か
らより高いエネルギー準位に移ること。 

excitation 

13076 

 

 

励起状態 

原子,分子又は原子核が,基底状態より高いエネ
ルギー準位にあること。 

excited state 

13077 

 

 

励起エネルギー 

励起に要するエネルギー。 

excitation energy 

13078 

402  

エネルギーバンド 

離散的であるが,極めて接近したエネルギー準位
の集り。準位の数は原子数に等しいが,非縮退の
気体から固体に凝縮した場合には,物質中に存在
する個々の原子の量子状態から決まる。 

energy band 

 

3. 

放射能・放射線 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

14001 

959 30202 放射線物理 

電離放射線の性質と物理効果を対象とする物理学
の一分野。 

備考 可視光線及び紫外線を除く。 

radiation physics 

14002 

991  

放射線学物理 

電離放射線の医学及び産業利用を対象とする物理
学の一分野。 

備考 可視光線及び紫外線は含めない。 

radiological physics 

14003 

23 

982 

30226 
30410 

放射能 

1. 放射性壊変,すなわち自発的に粒子や

を放

出し,又は軌道電子捕獲に続いてX線を放出
し,若しくは自発核分裂を起こす原子核の性
質。 

2. 単位時間当たりの放射性壊変の数。すなわち,

dt時間に自発核変換が起きる原子核の数dN/dt
で表す。 
備考1. 通常,ベクレルで表す。以前に使用さ

れた単位はキュリーである。 

2. 放射性核種の量を表すのに用いられ

たことがある。 

1) radioactivity 
2) activity 

14004 

972 30235 放射性崩壊 

1. 放射性物質,又はその混合物の放射能が,自

発的核壊変によって時間とともに減ってゆく
こと。 

2. 放射性壊変に同じ。 

radioactive decay 


21 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

14005 

 

30234 放射性壊変 

原子核が自発的に核変換し,粒子又は

が放出さ

れ,若しくは軌道電子捕獲によってX線が放出さ
れる現象。原子核の自発核分裂も含まれる。 

radioactive 

disintegration 

14006 

819 30224 核壊変 

1個の原子核(複合核も含めることもある)が複数
の原子核に分解すること,又は粒子の放出によっ
て他の原子核へ変わること。エネルギーの放出を
伴う。 

備考 この変換は自発的に行われることもあ

るし,原子核又は粒子によって引き起こ
されることもある。 (IEC 393) 

nuclear disintegration 

14007 

843  

核遷移 

原子核系が,量子化された一つのエネルギー状態
から他の状態へと変化すること。 

備考 核遷移には,例えば,

変や

変の

ようなある核種から他の核種への変換,
若しくは光子,軌道電子,又は電子対の
放出や吸収による核エネルギー準位の
変化も含まれる。 

nuclear transition 

14008 

969 30233 放射遷移 

電磁波の吸収(又は放出)による分子,原子,イ
オン,又は原子核の励起(又は脱励起)。 

radiative transition 

14009 

432  

指数関数形崩壊 

ある量(一般的には放射性物質の放射能)が,法
則:A=A0e−

琰歟

時間と共に減少すること。

この式でA及びA0はそれぞれ時刻t=t及びt=0
におけるこの量の値を表す。

驥瀰

exponential decay 

14010 

285  

壊変図式 

放射性核種の放射性壊変の特徴を図で示したもの
で,放出される放射線の種類,放出割合,エネル
ギーなどが,対応する娘核種のエネルギー準位に
書き込まれている。崩壊図式ともいう。 

decay scheme 

14011 

 

 

壊変様式 

放射性核種の放射性壊変の仕方。崩壊形式ともい
う。 

decay mode 

14012 

116  

分岐壊変 

二つ以上の異なる壊変様式をもつ放射性壊変。 

branching decay 

14013 

117  

分岐率 

分岐壊変において,ある特定の経路で放射性壊変
する原子核の割合。 

備考 普通,百分率で表される。 

branching fraction 

14014 

118 30422 分岐比 

分岐壊変において,異なる二つの壊変様式に対す
る分岐率の比。 

branching ratio 

14015 

283 30419 壊変曲線 

放射性物質又は試料,若しくはその中にある特定
成分の放射能の時間変化を示す曲線。 

decay curve 

14016 

337 30495 壊変エネルギー 

核壊変において放出されるエネルギー。Q値 
(Q-value) ともいう。 

disintegration energy 

14017 

40  

慘 変 

慼鉛倰鉥

侮夰

変。この放射性壊変によ

って元の核種の原子番号は2減り,質量数は4減
る。 

alpha decay 

14018 

80  

托 変 

電子又は陽電子を放出する(又は電子捕獲による)
放射性壊変。前者を

壊変,後者を

壊変ともい

う。この壊変によって元の核種の原子番号は,

壊変では1増え,

壊変では1減る。質量数は変

わらない。 

備考 これは,原子核内の中性子が陽子に変わ

る過程で,

に伴ってニュートリノが

放出される。 

beta decay 


22 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

14019 

860 30232 [軌道]電子捕獲 

変の一種。原子核が核外電子(軌道電子)を取

り込む現象。記号 EC  

備考 原子核内の陽子が軌道電子を捕獲し中

性子に変わる過程。ニュートリノの放出
を伴うほか,捕獲された電子は外殻の電
子によって置き換わり,特性X線の放
出を引き起こす。 

orbital electron capture 

14020 

 

 

陽電子壊変 

変の一種で,陽電子を放出するもの。

壊変

ともいう。 

positron decay 

14021 

635  

核異性体転移 

高いエネルギー準位にある核異性体が,

の放出

又は内部転換によって低い準位の核異性体に変わ
る現象。記号 IT 

isomeric transition 

14022 

 

30231 内部転換 

励起状態にある原子核が,より低いエネルギー準
位に移る際,

を放出する代わりに核外電子を放

出する現象。 

internal conversion 

14023 

 

30340 オージェ効果 

内殻電離によって励起した原子が,外側の電子殻
から1個以上の電子を放出して基底状態へ遷移す
る現象。 

Auger effect 

14024 

773 30229 自然放射能 

天然に存在する核種がもつ放射能。天然放射能と
もいう。 

natural radioactivity 

14025 

 

 

人工放射能 

人工放射性核種のもつ放射能。 

artificial radioactivity 

14026 

588 30230 誘導放射能 

核反応の結果生じた放射能。誘発放射能ともいう。 induced radioactivity 

14027 1082  

飽和放射能 

物質を放射化するとき,与えられた粒子束密度で
の照射によって得られる最大の放射能。 

saturation activity 

14028 1081  

飽和(放射性核種の) 照射によって作られる放射性核種が到達した平衡

状態で,この核種の壊変率と生成率とが等しい状
態。 

saturation (of a 

radionuclide) 

14029 

 

30237 放射線放出体 

電離放射線を放出する物質。すなわち放射性核種
又はこれを含むもの。 

備考 例えば,

を放射する放射性核種又は

物質を,

祐匀

alpha emitter) という。 

radiation emitter 

14030 

975 30417 放射性半減期 

放射性核種の原子の数が,放射性壊変によって半
分になるのに要する時間。 

備考 放射性半減期T1/2と壊変定数

は,次の関係がある。 

693

.0

2

ln

2

/1

T

 

radioactive half-life 

14031 

726 30418 平均寿命 

特定の状態にある原子又は原子核の平均の寿命。 

備考1. 指数関数的に壊変する場合には,特定

の状態にある原子又は原子核の数が
1/eまで減少する時間。eは自然対数の
底。 

2. 放射性核種の平均寿命は壊変定数の

逆数である。 

mean life, 
average life 


23 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

14032 

282 30416 壊変定数 

放射性核種において,その1個の原子核が単位時
間当たりに放射性壊変を起こす確率。崩壊定数と
もいう。記号 

Nを時刻tに存在する問題の原子核の数とすると,
次の式で与えられる。 

dt

N

dN

1

 

decay constant, 
disintegration constant 

14033 

866  

部分壊変定数 

分岐崩壊において,崩壊様式のうちの一つによっ
て,単位時間当たりに壊変を起こす確率。 

partial decay constant 

14034 

973 30242 放射平衡 

壊変系列に属する核種の放射能が,先行核の放射
性半減期で指数関数的に減衰する現象。 

備考 このような放射平衡は,先行核の放射性

半減期が系列核種のどれよりも長い場
合に成立する。 

radioactive equilibrium 

14035 1097  

永続平衡 

放射平衡のうち,先行核の放射性半減期が十分長
く,問題とする時間内では先行核の生成量の変化
が無視でき,またすべての壊変生成物の放射能も
ほぼ等しくなるような場合をいう。 

secular equilibrium 

14036 1265  

過渡平衡 

放射平衡のうち,永続平衡にならない場合をいう。 transient equilibrium 

14037 

 

 

親核種 

放射性壊変によって別の核種に変わるとき,元の
核種をいう。 

parent nuclide 

14038 

918  

先行核 

壊変系列において,ある核種に先立つ任意の放射
性核種をいう。 

備考 この用語はしばしばその核種を直接生

成する放射性核種に限定して使われる。 

precursor 

14039 

 

30243 娘核種 

放射性壊変によって生成する核種。 

daughter nuclide 

14040 

 

 

壊変生成物 

放射性壊変によって生成した核種の総称。 

decay products 

14041 

281  

壊変系列 

放射性壊変(自発核分裂は含まない)によって安
定な核種になるまで次々に変換していく核種の系
列。 

decay chain, 
decay series 

14042 

978 30241 放射性系列 

トリウム232,ネプツニウム237,ウラン238及び
ウラン235で始まり安定な最終生成物に至る4種
の壊変系列に与えられた名称。 

radioactive series 

14043 

 

 

トリウム系列 

トリウム232に始まり鉛208に至る壊変系列。こ
の系列に属する核種の質量数は4n(nは正の整数)
で,4n系列ともいう。 

thorium series 

14044 

 

 

ネプツニウム系列 

ネプツニウム237に始まりビスマス209に至る壊
変系列。この系列に属する核種の質量数は4n+1
(nは正の整数)で,4n+1系列ともいう。 

neptunium series 

14045 

 

 

ウラン系列 

ウラン238に始まり鉛206に至る壊変系列。この
系列に属する核種の質量数は4n+2(nは正の整数)
で,4n+2系列ともいう。 

uranium series 

14046 

 

 

アクチニウム系列 

ウラン235に始まり鉛207に至る壊変系列。この
系列に属する核種の質量数は4n+3(nは正の整数)
で,4n+3系列ともいう。 

actinium series 

14047 

279  

娘生成物 

崩壊系列において,ある放射性核種の後続として
生成するすべての核種を,この放射性核種の娘生
成物という。 

daughter product 


24 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

14048 

 

30415 放射能面密度 

物体の表面の単位面積当たりの放射能。表面放射
能ともいう。 

備考 この定義は表面からの放出を意味し,表

面下への放出は除く。 

surface activity, 
surface concentration 

of radioactivity 

14049 1155 30413 比放射能 

物質の単位質量当たりの放射能。 

備考 放射能濃度ということもあるが,その場

合には質量放射能濃度というべきであ
る。 (JIS Z 8202 : 1991) 

specific activity 

14050 

24 30414 放射能濃度 

物質の単位体積当たりの放射能。 
体積放射能 (volume activity) ともいう。 

activity concentration 

14051 

 

30428 放射エネルギー 

放出,変換,又は入射する粒子のエネルギー。た
だし静止エネルギーを除く。 

radiant energy 

14052 

 

30278 放射線場 

放射線が伝ぱしている範囲。 

radiation field 

14053 

 

30488 放射密度 

放射線が伝ぱする媒質の単位体積内に含まれる放
射エネルギーの瞬間値。 

radiant density 

14054 

 

30435 エネルギー束 

単位時間当たりの放射エネルギーの増分。 

energy flux 

14055 

404 30434 エネルギーフルエン

ス率 

空間内の与えられた点について,その点を中心と
する適当な大きさの球に対して単位時間当たりに
入射するすべての粒子のもつ運動エネルギーの総
和を,その球の大円の面積で割ったもの。エネル
ギー束密度ともいう。 

energy fluence rate, 
energy flux density 

14056 

403 30433 エネルギーフルエン

ス 

エネルギーフルエンス率を時間について積分した
もの。 

energy fluence 

14057 

318  

微分エネルギー束密
度 

エネルギーフルエンス率の成分であって,特定の
方向をもつ粒子の単位立体角当たりのエネルギー
フルエンス率,又は特定のエネルギーをもつ粒子
の単位エネルギー幅当たりのエネルギーフルエン
ス率,若しくは特定の方向及びエネルギーをもつ
粒子の単位立体角単位エネルギー幅当たりのエネ
ルギーフルエンス率をいう。 

differential energy flux 

14058 

 

30425 粒子数 

放出,変換,又は入射する粒子の総数。 

particle number 

14059 

 

30432 [粒子]束 

単位時間当たりの粒子数の増分。記号 N 

備考 

dt

dN

N

 

[particle] flux 

14060 

870 30430 [粒子]フルエンス 

与えられた時間内に,空間内の与えられた点にお
いて,単位の大円面積をもつ球に入射する粒子の
数。記号 

備考1. 

dN/da,ここでdNは問題の時間内

に入射する粒子数,daは球の大円の面
積である。 

2. 粒子束密度を時間について積分した

ものに等しい。 

[particle] fluence 

14061 

 

30431 [粒子]フルエンス率 単位時間当たりの粒子フルエンスの増分。記号 

備考 

d

一 瓿 d2N/dadt 

[particle] fluence rate 

14062 

871  

粒子束密度 

“14061[粒子]フルエンス率”に同じ。 

備考1. 粒子束密度は,粒子密度と粒子の平均

の速さとの積に等しい。 

2. 粒子束 (flux) をこの用語の意味で使

うことは推奨されない。 (ISO 921) 

particle flux density, 
particle fluence rate 


25 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

14063 1279 30516 2200m/s中性子束密度 仮想上の粒子束密度であって,1立方メートル当た

りの全中性子数と中性子の速さ2 200m/sの積に等
しい。慣用中性子束密度 (conventional neutron flux 
density) 又は慣用フルエンス率 (conventional 
fluence rate) ともいう。 

2200 m/s flux density 

14064 

319  

微分粒子束密度 

粒子束密度の成分であって,特定の方向をもつ粒
子の単位立体角当たりの粒子束密度,若しくは特
定のエネルギーをもつ粒子の単位エネルギー幅当
たりの粒子束密度,又は特定の方向及びエネルギ
ーをもつ粒子の,単位立体角,単位エネルギー幅
当たりの粒子束密度をいう。 

diffential particle flux 

density 

14065 

869  

粒子流密度 

ベクトル量であって,ある表面上の任意の点にお
けるこのベクトルの法線成分は,単位面積当たり
単位時間当たりにその面を正の方向に通過する正
味の粒子数に等しい。 

particle current density 

14066 

 

30204 単色放射線 

実用的に同じエネルギーをもつ光子からなる放射
線,又はほとんど同じ運動エネルギーをもつ同じ
種類の粒子からなる粒子線。単一エネルギー放射
線ともいう。 

monochromatic 

radiation, 

monoenergetic 

radiation 

14067 

 

30222 混入放射線 

測定した放射線に混ざってくるが,測定の対象で
はなく,できる限り減らすことが望まれる放射線。 

concomitant ionizing 

radiation 

14068 

 

30429 スペクトル(電離放射

線の) 

放射線の量の値についての分布を表したもので,
通常エネルギーに関するものをいう。 

spectrum (of ionizing 

radiation) 

14069 

 

30206 

 

変で放出されるヘリウム4の原子核。広義に

は,ヘリウム4の原子核からなる電離放射線をい
う。 

備考 IEC規格では,raysを用いない。 

alpha radiation, 
alpha rays 

14070 

 

30207 

 

扼鉛倰

褰樰讖

放射線。 

備考 IEC規格では,raysを用いない。 

beta radiation, 
beta rays 

14071 

 

30246 内部転換電子 

内部転換によって原子から放出される電子。 

internal conversion 

electron 

14072 

 

30423 内部転換係数 

内部転換の起こる確率の,

放出の確率に対する

比。 

internal conversion 

coefficient 

14073 

525 30208 

 

原子核の遷移又は粒子の消滅に伴って生じる電磁
波。 

備考 ISO及びIEC規格では,raysを用いな

い。 

gamma radiation, 
gammarays 

14074 1321 30209 X線 

原子の核外部分から発生する電磁波。可視光線に
比べて短い波長をもち,特性X線と制動放射(連
続X線)がある。

及び消滅放射は含めない。 

備考 ISO及びIEC規格では,raysを用いな

い。 

X-radiation, 
X-rays 

14075 

 

30216 特性X線 

励起状態にある原子がエネルギーの低い状態へ遷
移する際に放出する電磁波で,元素に固有のエネ
ルギーをもつ線スペクトルを示す。 
特性放射線 (characteristic radiation) ともいう。 

characteristic 

X-radiation, 

characteristic X-rays 

14076 

 

30217 連続X線 

連続したエネルギースペクトルを示すX線。 

備考 特性X線は含まれない。 

X-continuous 

radiation, 

continuous X-rays 


26 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

14077 

 

 

蛍光X線 

物質にX線又は

を照射したとき物質中の元素

から放射される特性X線。 

fluorescent 

radiation,fluorescent 
X-rays 

14078 

160  

陰極線 

陰極から放出され,電場で加速された高速の電子。 cathode rays 

14079 

 

30249 光電子 

光電効果によって原子から放出される電子。 

photoelectron 

14080 

 

30248 コンプトン電子 

コンプトン効果による反跳電子。 

Compton electron 

14081 

167 30221 チェレンコフ線 

チェレンコフ効果によって放射される光。 

Cerenkov radiation 

14082 

885 30250 光中性子 

原子核と光子との相互作用によって原子核から放
出される中性子。 

photoneutron 

14083 

934  

即発放射線 

核反応生成物から遅れて放出される放射線(遅発
放射線)と異なり,核分裂又は放射捕獲などの核
反応で放出される放射線。 

prompt radiation 

14084 

 

 

散乱放射線 

物質によって散乱され,方向が変化した放射線。 scattered radiation 

14085 

153  

捕獲

 

放射捕獲に伴って放出される

。 

capture gamma 

radiation 

14086 

48 30212 消滅放射 

粒子と反粒子が相互作用し,これら粒子が消滅す
ることによって生成する電磁波。 

備考 例えば,電子と陽電子の相互作用によっ

て,ふつう2個の光子が生じる。これら
の光子はそれぞれ0.511MeVのエネルギ
ーをもち,互いに反対方向に放出され
る。 

annihilation radiation 

14087 

126 30215 制動放射 

荷電粒子の減速又は加速に伴う電磁波。 

bremsstrahlung 

14088 

597  

内部制動放射 

原子核による荷電粒子の放出又は吸収に伴う制動
放射。 

inner bremsstrahlung 

14089 

352  

ドップラー効果 

放射線源が観測者に対して運動しているため,放
射線の波長に見られる観測値の変化。 

Doppler effect 

14090 

349  

ドップラーの広がり
(スペクトル線の) 

原子・分子・原子核の熱運動によって,スペクト
ル線が広がって観測されること。 

Doppler broadening 

14091 

 

30245 オージェ電子 

オージェ効果によって放出される核外電子。 

Auger electron 

14092 

 

30218 一次放射線 

放射線源から直接出る放射線。 

primary radiation 

14093 

 

30219 二次放射線 

入射放射線と物質との相互作用によって生じる放
射線。 

secondary radiation 

14094 

298 30220 

 

電離によって原子から放出される電子で,電離や
励起を引き起こすのに十分なエネルギーをもつも
の。 

delta ray, 
delta radiation 

14095 

 

30244 二次電子 

入射放射線と物質との相互作用によって原子から
放出される電子。 

secondary electron 

14096 

 

30247 エキソ電子 

,X線,紫外線又は荷電粒子の照射で励起され

た固体金属,半導体又は絶縁物の表面から,熱又
は光の刺激によって出てくる約1eVのエネルギー
をもつ電子。 

exoelectron 

14097 

 

30460 体積イオン密度 

単位体積当たりのイオン対の数。 

備考 一個の正イオンと一個の電子が,一個の

イオン対であるとみなす。 

volume ion density 

14098 

 

30461 線イオン密度 

単位長さ当たりのイオン対の数。 

備考 一個の正イオンと一個の電子が,一個の

イオン対であるとみなす。 

linear ion density 


27 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

14099 

60 30459 W値 

荷電粒子が気体又は液体中で完全に停止する場
合,その粒子が最初にもっていた運動エネルギー
を,粒子の径路に沿って気体又は液体中に作られ
たイオン対の平均個数で割った値。“生成イオン
対当たりの平均消費エネルギー”ともいう。 

W-value, 
average energy 

expended per ion 
pair formed 

 

4. 相互作用(吸収・散乱・核反応) 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

15001 

 

30337 相互作用 

原子又は原子核内の粒子同士,又は衝突する粒子同

士の間で力を及ぼしあうこと。 

interaction 

15002 

 

30338 電磁相互作用 

電磁気力による相互作用。 

electromagnetic 

interaction 

15003 

247  

クーロン障壁 

原子核の周りの領域で,正の電荷をもつ荷電粒子に

対するポテンシャル・エネルギーがほぼ最大となると
ころ。 

備考 この最大値は,遠くまで影響を及ぼすクー

ロン斥力と,近距離でだけ作用する核力の

引力との総合効果によってもたらされる。 

Coulomb barrier 

15004 

842 30339 核変換 

ある核種が他の異なる核種に変わる現象。狭義には,

核反応が起こす場合をいう。 

nuclear transformation, 
nuclear transmutation 

15005 

 

 

核変換生成物 

核変換によって生じた核種。 

nuclear transformation 

product 

15006 

625 30334 照射 

電離放射線にさらすこと,又はさらされること。 

備考 我が国では,人体が放射線を受けることを

被ばく (exposure) という。 

irradiation 

15007 

 

30341 衝突 

二つ又はそれ以上の粒子が相互作用を及ぼしあう程

度までに接近すること。その結果,それぞれのもつ運
動量及び/又はエネルギー状態が変化する。 

collision 

15008 

 

30342 弾性衝突 

衝突する系の構成と全運動エネルギーは変わらない

が,おそらく相対運動の方向が変わることのある衝
突。 

elastic collision 

15009 

 

30343 非弾性衝突 

衝突する系の少なくとも一方が,全運動エネルギーの

一部を内部励起エネルギーとして取り込む衝突。 

inelastic collision 

15010 

836 30266 核反応 

1個以上の原子核が関与する事象で,質量,電荷又は

エネルギー状態が変化する。 

備考 広義には,核子の弾性散乱も含む。 

nuclear reaction 

15011 

248  

クーロン励起 

原子核が,付近を通過する荷電粒子の電磁場によっ

て励起すること。 

Coulomb excitation 

15012 

587  

誘発核反応 

粒子との相互作用によって,原子核に生じる核反
応。 

induced nuclear 

reaction 

15013 

1170  

自発核反応 

1個の原子核又は1個の核子だけで始まる核反応。 spontaneous nuclear 

reaction 

15014 

1190  

ストリッピング[反
応] 

核反応の一種。ターゲット核が,入射原子核から核
子を取り込む現象。 

備考 捕獲された核子はターゲット核に吸収さ

れ,入射原子核の残りは,ほぼもとの運動
方向を保つ。 

stripping 


28 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

15015 

1152  

破砕 

大きい運動エネルギーをもつ入射粒子が引き起こす

核反応。ターゲットの原子核から幾つかの核子が放

出され,質量数と原子番号が大きく変化する。 

spallation 

15016 

815 30267 原子核連鎖反応 

核反応が引き続いて起こる現象で,その継続のために

必要な粒子がそれ自身同じ反応によって作り出され

る場合をいう。 

nuclear chain reaction 

15017 

1104  

自立[核][連鎖]反
応 

“15018 臨界反応”に同じ。 

備考 発熱反応の場合も含める。 

self-sustained  

reaction, 

self-sustaining nuclear 

chain reaction 

15018 

 

30270 臨界反応 

原子核連鎖反応の内,一つの反応で直接引き起こさ

れる反応の数が,平均して1に等しいもの。 

備考 この反応は自立型である。 

critical reaction 

15019 

343 30269 発散反応 

一つの反応によって直接引き起こされる反応の数が,
平均して1より大きい原子核連鎖反応。 

divergent reaction 

15020 

234 30268 収束反応 

一つの反応によって直接引き起こされる反応の数が,
平均して1より小さい原子核連鎖反応。 

convergent reaction 

15021 

342 30518 発散 

時間とともに反応率が増大すること。 

divergence 

15022 

 

 

Q値 

核反応又は放射性壊変において,放出又は吸収され

るエネルギーの値。 

Q-value 

15023 

1005  

反応エネルギー 

与えられた核反応について,反応後の粒子の運動エ

ネルギーと放射エネルギーの和と,反応前の粒子の

運動エネルギーと放射エネルギーの和との差。Q値

ともいう。 

備考 Q>0の場合を発熱反応,またQ<0の場合

を吸熱反応という。 

reaction energy 

15024 

578  

衝突パラメータ 

相互作用を及ぼしあっている二つの粒子が,弾性散
乱を起こさず,すれ違ってしまうような粒子間の最小

の接近距離。 

impact parameter 

15025 

1244  

しきい反応 

入射粒子が,少なくともしきい値に等しいエネルギー
をもつ場合に起こる核反応。 

備考 この用語は,あるエネルギー値以下では反

応の起きる確率は小さく,その値以上では

大きな確率をもつような反応に対しても,
しばしば使われる。 

threshold reaction 

15026 

1243  

しきいエネルギー 

特定の核反応について,その反応を起こすのに必要な

入射粒子の運動エネルギー(実験室系)の最小値。し
きい値ともいう。 

threshold energy 

15027 

215  

複合核 

ターゲットの原子核が,入射粒子を吸収して過渡的

に到達する短寿命の高い励起状態。 

備考 この概念は,ボーアの核反応理論で最初に

導入された。 

compound nucleus 

15028 

839  

共鳴準位 

核反応によって励起される複合核のエネルギー準
位。 

備考 エネルギーの関数として表された断面積

のグラフでは,この準位に対応するエネル
ギーのところで相互作用の断面積は,通

常極めて高く鋭いピークを示す。 

nuclear resonance level 


29 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

15029 

1054  

共鳴エネルギー 

複合核の励起状態に対応する入射粒子の(実験室系

での)運動エネルギー。 

備考 入射粒子の運動エネルギーがこの値に近

いとき,核反応又は散乱の断面積は著し

く大きくなる。 

resonance energy 

15030 

125  

ブライト・ウィグナー
の式 

一つ以上の共鳴準位が存在する付近での核反応断面

積を記述する式。 

Breit−Wigner formula 

15031 

1058  

共鳴パラメータ 

ブライト・ウィグナーの式において,準位幅や中性
子幅などを表す量。 

resonance parameter 

15032 

725  

平均準位間隔 

同じ角運動量の中性子によって励起されるスピンの

等しい共鳴準位のうち,隣り合う二つの準位のエネ

ルギー差の平均。 

備考 この値は複合核の励起エネルギーの関数

である。 

mean level spacing 

15033 

666  

準位幅 

原子又は原子核の励起状態のエネルギーのゆらぎで

あって,励起状態の平均寿命に逆比例する。 

備考 単独の準位に対するブライト・ウィグナ

ーの式では,準位幅は共鳴の半値全幅に

ほぼ等しい。通常,記号

暈栰

る。 

level width 

15034 

867  

部分幅 

共鳴準位について,起こり得る壊変様式のそれぞれ

に対して割り当てられる量。 

備考 各部分幅は対応する壊変確率に比例し,そ

れらの総和は全共鳴幅に等しい。 

partial level width 

15035 

1061  

共鳴幅 

原子核の状態だけに関する準位幅。 

resonance width 

15036 

481  

核分裂幅 

核分裂に対する部分幅。 

fission width 

15037 

965  

放射幅 

光子放出に対する部分幅。 

radiation width 

15038 

808  

中性子幅 

中性子放出に対する部分幅。 

neutron width 

15039 

1028  

換算中性子幅 

共鳴の中性子幅を,共鳴エネルギーの平方根で割っ

た値。 

備考 低エネルギー中性子捕獲によって到達す

る共鳴準位の換算中性子幅は,近似的にエ
ネルギーに依存しない。 

reduced neutron width 

15040 

1187  

強度関数 

中性子によって励起された共鳴準位について,その
平均換算中性子幅を平均準位間隔で割った値。 

strength function 

15041 

16 

30306 放射化 

照射によって放射能をもたせる過程。 

activation 

15042 

 

 

放射化生成物 

核変換によって生じた放射性核種又はそれを含む物

質。 

activation product 

15043 

 

 

反跳 

粒子が衝突によってはじかれること,又は核変換に

よる粒子放出の反動を受けること。 

recoil 

15044 

 

 

反跳エネルギー 

反跳した粒子のもつ運動エネルギー。 

recoil energy 

15045 

886 30305 光核反応 

光子と原子核との相互作用によって引き起こされる
核反応。 

photonuclear reaction 

15046 

 

 

光壊変 

光核反応のうち,特に重陽子が中性子と陽子に分解

する現象。 

photodisintegration 

15047 

1085 30307 散乱 

粒子又は粒子系との衝突によって,入射粒子又は入射

放射線の運動の方向及びエネルギー又はそのどちら
かが変わる現象。 

scattering 

15048 

389 30310 弾性散乱 

散乱の前後において,全運動エネルギーが変化しない

ような散乱。 

elastic scattering 


30 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

15049 

589 30311 非弾性散乱 

散乱の前後において,全運動エネルギーが変化するよ

うな散乱。 

inelastic scattering 

15050 

968 30312 放射非弾性散乱 

非弾性散乱において,入射粒子の運動エネルギーの

一部によってターゲット核が励起し,引き続いて1

個以上の光子を放出して脱励起するもの。 

radiative inelastic 

scattering 

15051 

1223 30313 熱的非弾性散乱 

非弾性散乱において,低速中性子などの粒子が,分

子又は格子との間でエネルギーをやりとりするもの。 

thermal inelastic 

scattering 

15052 

1060  

共鳴散乱 

共鳴エネルギー領域にある粒子の弾性散乱。 

resonance scattering 

15053 

802  

中性子ポテンシャル
散乱 

原子核をあたかも硬い球であるとし,入射中性子が

その表面で反射するものとみなす散乱。 

neutron potential 

scattering 

15054 

195 30308 干渉性散乱 

入射波と散乱波の位相の間に一定の関係が成り立つ

散乱。 

coherent scattering 

15055 

583 30309 非干渉性散乱 

入射波と散乱波の位相の間に一定の関係が成り立た
ない散乱。 

incoherent scattering 

15056 

 

 

多重散乱 

粒子が散乱体中で繰り返し散乱される現象。 

multiple scattering 

15057 

 

 

散乱体 

粒子に散乱を起こさせるもの。 

scatterer 

15058 

 

 

散乱角 

散乱の過程において,粒子の入射方向と散乱後の方

向との間の角。 

scattering angle 

15059 

1088  

散乱則 

換算詳細釣合いを含む因子を用いる散乱核の表現の
一つ。 

備考 普通S (

 

戰漰

性子の運動量とエネルギーの変化から決

まる量である。 

scattering law 

15060 

65 
66 

30314 後方散乱 

1. 

(単一の事象の場合)粒子が,その入射方向に対

して90°以上の角度で散乱される現象。 

2. 

(一般には)放射線が,単一散乱又は多重散乱

の結果,問題の体積内の物質によって反射するこ
と。 

back-scattering, 
back-scatter 

15061 

152 30315 捕獲 

原子又は原子核が,粒子を吸収すること。 

capture 

15062 

967 30316 放射捕獲 

原子核による粒子の捕獲で,即時的に

が放出され

る。 

radiative capture 

15063 

881 30324 光電効果 

原子が光子を完全に吸収して軌道電子を放出する現

象。光電吸収 (photoelectric absorption) ともいう。 

photoelectric effect 

15064 

216 30322 コンプトン効果 

束縛されていない自由電子による光子の弾性散乱。 

備考 入射光子のエネルギー及び運動量の一部

は電子に移り,残りは散乱光子が持ち去

る。 

Compton effect 

15065 

864 30323 電子対生成 

十分高い(1.02MeVより大きい)エネルギーをもつ光

子が原子核又は他の粒子の場と相互作用して消滅

し,電子と陽電子が同時に作り出される現象。 

pair production, 
pair creation 

15066 

47 

30317 消滅 

1. 陽電子と電子との相互作用であって,その結果,

両者が消滅し,静止質量を含む全エネルギーが

電磁波に変わる現象。 

2. 粒子と反粒子との相互作用で,これら粒子の消

滅と別の粒子を放出する現象。 

annihilation 

15067 

 

30496 放射損失 

荷電粒子が電界又は磁界の中で加速又は減速し,放

射によってエネルギーを失う現象。 

energy loss by 

radiative process 


31 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

15068 

 

30326 チェレンコフ効果 

透明な媒質中を荷電粒子がその媒質内の光速度以上

の速さで通過する際,光を発する現象。 

備考 放出された放射は,青色可視光線から紫外

線まで連続したスペクトルを示す。 

Cerenkov effect 

15069 


30318 
30319 

吸収 

1. 

(エネルギーの吸収の場合)物質を通過する放射

線が,そのエネルギーの一部又は全部を物質に付

与する現象。 

備考 コンプトン効果又は中性子の減速などエ

ネルギーの損失を伴う散乱は,エネルギー
吸収とみなされる。 

2. 

(粒子の吸収の場合)原子又は原子核の相互作

用の一種。入射粒子が自由粒子として存在しなく

なる現象。ただし,その結果異種の粒子又は同種

の粒子が放出される場合も含まれる。 

備考 散乱は,粒子の吸収とはみなさない。 

absorption 

15070 

429  

指数関数的吸収 

放射線の細いビームが物質を通過するとき,吸収によ

って,次の関係で表せるような吸収が行われること。 

I=I0e- 洀

ここで,Iは対象とする放射線の量,I0はその初期値,

xは粒子が通過する物質の量(長さ,単位面積当たり

の質量,単位面積当たりのモル数,又は単位面積当た
りの原子数),

する吸収係数である。 

exponential absorption 

15071 

 

吸収曲線 

吸収体を通過する放射線の透過割合を通過距離の関

数として図示したもの。 

absorption curve 

15072 

30451 吸収係数 

放射線の平行ビームが物質を通過するとき,その単位

厚さ当たりに吸収される放射線の割合。記号

洀愀戀

備考1. 放射線のエネルギーの関数である。 

2. 物質の厚さとして,長さ又は単位面積当

たりの質量,単位面積当たりのモル数,

単位面積当たりの原子数のいずれを用

いるかによってそれぞれ線吸収係数,質

量吸収係数,モル吸収係数,原子吸収係
数と呼ばれる。 

3. 吸収係数は減衰係数の一部で,エネル

ギーの吸収分を表す。 

absorption coefficient 

15073 

54 

30320 減衰 

放射線が物質を通過するとき,物質との間に起こるあ

らゆる形の相互作用による放射線の量(エネルギー,

フルエンスなど)の減少。減弱ともいう。 

備考 普通,幾何学的減衰を除く。 

attenuation 

15074 

532 30321 幾何学的減衰 

放射線源と,問題にしている点との間の距離の効果

(例えば,点線源では逆二乗則)によって放射線が減

少すること。ただし,その間に介在するいかなる物質
の効果も含まない。 

geometric attenuation 

15075 

431  

指数関数的減衰 

放射線の細いビームが物質を通過するとき,吸収と
散乱によって,次の関係で表されるような減衰をす

ること。 

I=I0e- 洀

ここで,xは透過した物質の厚さ,I0及びIはそれぞ
れ通過前後の放射線の量。

衰係数である。 

exponential 
 attenuation 

15076 

1038  

緩和距離 

物理量が距離とともに,指数関数的に減少する場合,
もとの1/eになるまでの距離。 

relaxation length 


32 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

15077 

1039  

緩和時間 

物理量が時間とともに,指数関数的に減少する場合,
もとの1/eになるまでの時間。 

relaxation time 

15078 

56 

30447 減衰率 

放射線源とある点との間に,放射線を減衰させる物

体を与えられた配置で置いたとき,その点における放

射線の量の減少割合。 

attenuation factor 

15079 

55 

30446 減衰係数 

放射線の平行ビームが物質を通過するとき,減衰に

よってその単位厚さ当たりに除去される放射線の割
合。減弱係数ともいう。記号 

備考1. 減衰係数は放射線のエネルギーの関数

である。 

2. 物質の厚さとして,長さ又は単位面積当

たりの質量,単位面積当たりのモル数,

単位面積当たりのモル数,単位面積当た

りの原子数のいずれを用いるかによっ

て,それぞれ線減衰係数,質量減衰係数,

モル減衰係数,原子減衰係数と呼ばれ
る。 

attenuation coefficient 

15080 

 

30448 全線減衰係数 

間接電離粒子が物質を透過するとき,相互作用する

粒子の数の割合dN/Nを,透過した物質の厚さdlで割
った値。全線減弱係数ともいう。記号 

dl

dN

N

1

 

total linear attenuation 

coefficient 

15081 

 

30449 質量減衰係数 

全線減衰係数

の密度

ʌ

量減弱係

数ともいう。記号 

dl

dN

N

1

 

mass attenuation 

coefficient 

15082 

647 30470 カーマ 

与えられた物質の,ある適当に小さい体積要素内で,

間接電離粒子によって作り出されたすべての荷電粒
子の初期の運動エネルギーの総和を,その体積要素の

質量で割ったもの。 

備考 kermaの語は,kinetic energy released in 

matterの頭文字から作られている。 

kerma 

15083 

648 30474 カーマ率 

単位時間当たりのカーマ,すなわち適当に短い時間内

におけるカーマの増分を,その時間の長さで割ったも

の。 

kerma rate 

15084 

 

30476 カーマ係数 

単位粒子フルエンス当たりのカーマ。 

備考 カーマ係数は積E (

洀琀爀

‰死

で,Eは間接電離放射線の静止エネルギ
ーを除くエネルギー,

洀琀爀

爰澌

量エネル

ギー転移係数。 

kerma factor 

15085 

407  

エネルギー転移係数 

ある物質の薄い層に垂直に入射する間接電離粒子の

平行ビームによって,この層内で解放される全荷電粒

子の運動エネルギーの総和dEtrを,層の厚さ dl及び

入射粒子の運動エネルギーの総和NEで割った値。N
はこの層に入射する粒子の総数である。記号

洀琀爀

dl

dE

NE

tr

tr

1

 

備考 エネルギー転移係数は放射線のエネルギ

ーの関数である。 

energy transfer 

coefficient 


33 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

15086 

709 30450 質量エネルギー転移

係数 

エネルギー転移係数を密度で割った値。記号 

洀琀爀

洀愀

攀渀攀爀最礀

琀爀愀渀

昀攀爀

coefficient 

15087 

708 30452 質量エネルギー吸収

係数 

質量エネルギー転移係数

洀琀爀

1−g) との積で与

えられる値。記号 

洀攀渀

すなわち,

洀琀爀

量エネルギー転移係数とすると 

tr

en

1

 

ここで,gは二次荷電粒子のエネルギーのうち制動放

射として失われる割合である。 

mass energy absorption 

coefficient 

15088 

 

 

阻止能 

あるエネルギーの荷電粒子が物質を通過するとき,

その単位厚さ当たりに失う平均エネルギー。物質の厚

さとして経路の長さ又は面密度を用いることによっ
て,それぞれ線阻止能又は質量阻止能と呼ばれる。 

stopping power 

15089 

1259 30453 全線阻止能 

あるエネルギーの荷電粒子が物質を通過するとき,

適当に小さい径路要素に沿って失う粒子当たりの平
均エネルギーdEをその要素の長さdlで割った値。記

号 S 

dl

dE

S

 

備考 エネルギー損失は衝突によるものと,放射

損失によるものとからなるため,全線阻止
能は 

rad

col

dl

dE

dl

dE

S

 

で表される。ここで (dE/dl) colは線衝突

阻止能, (dE/dl) radは線放射阻止能である。 

total linear stopping 

power 

15090 

1256  

全原子阻止能 

荷電粒子に対するある物質の全線阻止能を,その物

質の単位体積当たりの原子数で割った値。 

total atomic stopping 

power 

15091 

1260 30456 全質量阻止能 

荷電粒子に対するある物質の全線阻止能Sを,物質の
密度

dl

dE

S

1

 

備考 原子核との相互作用が無視できるよう

なエネルギーの荷電粒子では,次の式で
与えられる。 

rad

col

dl

dE

dl

dE

S

1

1

 

ここで, 
(dE/dl) col=Scolは線衝突阻止能, 
(dE/dl) rad=Sradは線放射阻止能であ

る。 

total mass stopping 

power 

15092 

 

30454 線衝突阻止能 

全線阻止能の成分であって,制動放射によるエネル

ギー転移以外の,すべての相互作用に基づく阻止能。 

linear collision 

stopping power 

15093 

 

30455 線放射阻止能 

全線阻止能の成分であって,制動放射によるエネル

ギー転移に基づく阻止能。 

linear radiative 

stopping power 

15094 

 

30457 質量衝突阻止能 

線衝突阻止能をその物質の密度で割った値。 

mass collision stopping 

power 


34 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

15095 

 

30301 電離 

原子又は分子が電子を失うか,若しくは電子を得て
イオンになる現象,又は分子が分裂してイオンとな

る現象。 

ionization 

15096 

 

30303 電離事象 

1個の粒子と物質との相互作用によって,1個のイオ

ン又は多数のイオンが生じること。 

ionizing event 

15097 

1258  

全電離 

直接電離粒子があらゆる過程によって生成したイオ

ン対の総数。 

備考 イオン対は,正及び負のイオン,又は正

のイオンと電子からなる。またイオン対

には,二次的な電離過程によって生成され
たものを含めることができる。 

total ionization 

15098 

674 30302 比電離 

ある与えられたエネルギーをもつ直接電離粒子が物

質中を通過するとき,その経路の単位長さ当たりに生
じるイオン対の平均数。 

線電離 (linear ionization) ともいう。 

備考 “15097 全電離”参照。 

specific ionization 

15099 

221  

接触電離 

金属の仕事関数が,金属に接触する気体の電離エネル

ギーより高いとき,気体原子が電離する現象(正のラ

ングミュア効果)。 

備考 この場合,同時に金属表面を熱電子放射が

起こるまで加熱すると,電子が放出され,

気体中の正イオンとともに,高度にイオン

化しているが,低エネルギーのプラズマ

を作り出す。 

contact ionization 

15100 

 

41858 飛跡 

霧箱や原子核乳剤などに見られる荷電粒子の通過経

路。これは荷電粒子が物質中を通過するときに生じ

るイオンによって作られる。 

[ionization] track 

15101 

 

30344 エッチピット 

重い荷電粒子によって,プラスチックのような固体

表面にできた孔を光学顕微鏡で観測できるように,化
学的又は電気化学的に処理したもの。 

etch pit 

15102 

 

 

飛程 

荷電粒子が物質中でその運動エネルギーを失うまで

に移動する距離。 

range 

15103 

727  

平均飛程 

特定のエネルギーをもつ荷電粒子が,停止するまで

に物質中を移動する距離の平均。 

備考 電子の場合には,重い荷電粒子よりもず

っと広い範囲に終点が分布するため,この
用語は使用されないこともある。 

mean range 

15104 

873  

経路長 

特定のエネルギーをもった一個の荷電粒子が,停止

するまでに物質中を移動する距離の全長。 

path length 

15105 

1204 30486 面密度 

物質の薄い層について,単位面積当たりの質量。 

備考 これはこの層の厚さを表す一つの尺度で

ある。 

surface density 


35 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

15106 

265 30442 断面積 

入射放射線とターゲット粒子又は粒子系との間の特

定の相互作用の確率を表す量で,この過程に対する

ターゲット粒子当たりの反応率を入射放射線の粒子

束密度で割ったもの(ミクロ断面積)。 

備考1. 原子炉物理では,この用語はターゲッ

ト粒子の特別な集合,すなわち単位体積

当たり(マクロ断面積)又は単位質量

当たり,若しくは特定の物体に対して適
用される。 

2. とくに断らない限り断面積はミクロ断

面積を指す。 

cross section 

15107 

1257  

全断面積 

入射放射線と,特定のターゲットとの間に起こる

個々の相互作用に対する断面積(ミクロ断面積)の

総和。 

total cross section 

15108 

 

 

吸収断面積 

吸収に対する断面積。ただし散乱は含まない。 

absorption cross 

section 

15109 

 

 

散乱断面積 

散乱に対する断面積。 

scattering cross section 

15110 

810  

弾性外断面積 

弾性散乱以外のすべての断面積の和。 

備考 弾性外散乱断面積は,非弾性散乱断面積

とは別のものである。 

nonelastic cross section 

15111 

 

 

弾性散乱断面積 

弾性散乱に対する断面積。 

elastic scattering cross 

section 

15112 

 

 

非弾性散乱断面積 

非弾性散乱に対する断面積。 

inelastic scattering 

cross section 

15113 

 

 

捕獲断面積 

捕獲に対する断面積。 

capture cross section 

15114 

 

 

放射捕獲断面積 

放射捕獲に対する断面積。 

radiative capture cross 

section 

15115 

316  

微分断面積 

特定の方向又は特定のエネルギーをもつ粒子が放出

される相互作用について,単位立体角又は単位エネ

ルギー幅当たりの断面積。 

differential cross 

section 

15116 

44 

 

角断面積 

立体角に関する微分断面積。 

angular cross section 

15117 

1159  

スペクトル断面積 

エネルギーに関する微分断面積。 

spectral cross section 

15118 

360  

二重微分断面積 

立体角とエネルギーに関する微分断面積。 

double differential 

cross section 

15119 

18 

 

放射化断面積 

ある核種から特定の放射性核種を作る核反応の断

面積。 

activation cross section 

15120 

494  

形成断面積 

核種又は複合核を作る断面積。 

備考 同一の核種から異なる核反応によって,

異なる核種が作られるときに使われる。 

formation cross section 

15121 

736 30444 ミクロ断面積 

ターゲットである原子核,原子などの1個当たりの
断面積。 

備考1. ミクロ断面積は面積の次元をもち,入射

粒子との相互作用を幾何学的に説明す
るならば,ターゲット粒子を入射粒子

の入射方向を法線とする面積として視
覚化することができる。 

2. 普通バーンで表される。 

microscopic cross 

section 


36 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

15122 

688 30445 マクロ断面積 

与えられた物質の単位体積当たりの断面積。 

備考1. 問題の過程に対する平均自由行程の逆

数。 

2. 純粋な核種については,ミクロ断面積

と単位体積当たりのターゲット原子核

の数との積。また,幾つかの核種が混ざ

ったものであれば,この積の総和にな
る。 

macroscopic cross 

section 

15123 

724 30491 平均自由行程 

与えられた媒質中において,特定の種類の粒子がある

種の相互作用を起こすまでに走行する平均距離。 

備考1. 平均自由工程は,あらゆる相互作用(全

平均自由行程)について,又は散乱,捕

獲又は電離などの特別な相互作用につ

いて,定義することができる。 

2. マクロ断面積の逆数に等しい。 

mean free path 

15124 

1268  

輸送断面積 

実験室系で表した散乱角の平均余弦と散乱断面積の

積を全断面積から差し引いたもの。 

transport cross section 

15125 

1271  

輸送平均自由行程 

マクロ輸送断面積の逆数。 

transport mean free 

path 

15126 

497  

自由原子断面積 

分子内又は結晶格子内にある原子の結合エネルギ

ー,若しくは原子の運動エネルギーが,入射中性子の

運動エネルギーに比べて無視できるとき,これら原子
の原子核による中性子散乱の断面積。 

free-atom cross section 

15127 

855  

1/v法則 

ある種の中性子断面積が,中性子と原子核との相対

速度の逆数に比例すること。 

1/v law 

15128 

1160  

スペクトル硬化 

吸収,漏れ又は散乱によって低エネルギー領域の粒

子がより多く失われるため,粒子の平均エネルギーが
高くなること。 

spectral hardening 

15129 

1186 30727 ストリーミング 

媒質中に空洞又は減衰の少ない領域が存在するため,
ある特定の方向への放射線の透過が増加すること。 

streaming, 
channelling effect 

15130 

 

30345 チャネリング 

荷電粒子に対する結晶固体の阻止能が,結晶軸の方

向に依存する現象。 

channelling 

15131 

129 30497 ビルドアップ係数 

媒質を通過する放射線に対し,媒質内の任意の点にお

ける放射線の量の値と,衝突を受けることなくその点

に到達したときの値との比。 

build-up factor 

15132 

 

 

はじき出し 

入射粒子との弾性衝突によって,格子点に静止して

いる原子の格子位置が変位すること。 

knockout 

15133 

 

30490 原子当たりの変位 

はじき出しによって,変位した原子のターゲット原

子当たりの数。 

displacement per atom 

15134 

338  

無鉄序化 

原子が,例えば電離放射線によって,結晶格子内の

それらの位置から変位したり,再配置したりする過
程。 

disordering 

15135 

1293  

空格子点 

原子又はイオンが,通常占めている場所が空になる

ことによって生じる点欠陥。 

vacancy 

15136 

658  

格子欠陥 

固体結晶格子の原子又はイオンの配列における不連

続性。 

備考 点欠陥(空格子や格子間など),線欠陥(転

位など),面欠陥(双晶など)がある。 

lattice defect 


37 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

15137 

614  

格子内欠陥 

結晶格子の正常な格子点の間に入り込んだ原子やイ

オンが構成する点欠陥。その周りの格子に若干の変形

を起こす。 

interstitial defect 

15138 

659  

格子転位 

固体の結晶格子における線欠陥の一種。 

備考 線欠陥の代表的なもので,表面では結晶格

子の滑りとして観察することができる。こ

の滑りは直線(転位線)に沿い結晶内で終
わる。 

lattice dislocation 

 

5. 核分裂 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

16001 467 

468 
471 

30126 核分裂性核種 

低速中性子によって核分裂を起こし得る核種。 

備考 この用語は,例えば,ウラン238のよう

に低速中性子による核分裂断面積が無
視できるほど小さい核種には適用され
ない。 

fissile nuclide 

16002 483 

30128 核分裂可能核種 

なんらかの過程によって核分裂を起こすことので
きる核種。 

fissionable nuclide 

16003 453 

30124 燃料親核種 

中性子捕獲によって直接又は間接的に,核分裂性
核種に変換することができる核種。 

fertile nuclide 

16004 84 

 

二体核分裂 

2個の核分裂片を生じる核分裂。 

binary fission 

16005 1217  

三体核分裂 

3個の核分裂片を生じる核分裂。まれに起こる現象
で,核分裂片の一つは軽い原子核である。 

ternary fission 

16006 1169 30225 自発核分裂 

原子核が,外から粒子やエネルギーを加えなくと
も核分裂を起こすこと。 

spontaneous fission 

16007  

 

誘発核分裂 

中性子などの吸収によって引き起こされる核分
裂。 

induced fission 

16008 444 

30264 高速[中性子]核分裂 速中性子によって引き起こされる核分裂。 

fast [neutron] fission 

16009 1221 30263 熱中性子核分裂 

熱中性子によって引き起こされる核分裂。 

thermal [neutron] 

fission 

16010 882 

 

光核分裂 

光子によって引き起こされる核分裂。 

photo fission 

16011  

 

核分裂連鎖反応 

核分裂性物質を含む系において,核分裂によって
放出された中性子が次の核分裂を起こし,連鎖的
に核分裂反応が持続される現象。 

[nuclear] fission chain 

reaction 

16012 472 

30438 核分裂エネルギー 

核分裂で放出されるエネルギーの総計,すなわち
核分裂のQ値。 

fission energy 

16013 476 

30251 核分裂中性子 

核分裂で放出され,その際に得た運動エネルギー
を維持している中性子。 

fission neutron 

16014 932 

30252 即発中性子 

核分裂中性子のうち,核分裂に伴い観測にかかる
ほどの時間的遅れなしに放出されるもの。 

prompt neutron 

16015 297 

30253 遅発中性子 

核分裂中性子のうち,ある種の核分裂生成物の

変に伴って放出されるもの。 

備考 中性子の放出それ自身は即発的である

が,観測される遅れは,先行する

によるものである。 

delayed neutron 

16016 807 

 

核分裂当たりの中性
子収量 

核分裂当たりに放出される核分裂中性子の平均
数。遅発中性子を含む。v因子ともいう。記号 v  

備考 この数は,吸収した中性子のエネルギー

の関数である。 

neutron yield per 

fission 


38 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

16017 931 

 

即発

 

核分裂において,観測にかかるほどの時間的遅れ
なしに放出される

。 

prompt gamma rays 

16018 473 

30133 核分裂片 

核分裂によって生じ,その際に得たエネルギーを
もっている原子核。 

fission fragment 

16019 478 

 

核分裂生成物 

核分裂によって直接生じる核種及びその放射性壊
変によって生じる核種。 

fission product 

16020 296 

 

[遅発中性子]先行核 

変に続いて中性子を放出する核種。 

delayed neutron 

precursor 

16021 474 

 

核分裂[生成]気体 

気体状の核分裂生成物。 

fission gas 

16022 479 

30439 核分裂スペクトル 

即発中性子のもつエネルギースペクトル。核分裂
可能核種の種類によって異なる。 

備考 核分裂の即発

のもつエネルギースペ

クトルを指すこともある。 

fission spectrum 

16023 933 

 

即発中性子比率 

核分裂当たりに生じる即発中性子の平均数の,全
核分裂中性子(即発中性子と遅発中性子の)数の
平均値に対する比。 

prompt neutron 

fraction 

16024 295 

 

遅発中性子比率 

核分裂当たりに生じる遅発中性子の平均数の,全
核分裂中性子(即発中性子と遅発中性子の)数の
平均値に対する比。 

delayed neutron 

fraction 

16025 382 

 

実効遅発中性子比率 

遅発中性子によって引き起こされる核分裂の平均
数の,核分裂中性子によって引き起こされる核分
裂の平均数に対する比。 

effective delayed 

neutron fraction 

16026 482 

30440 核分裂[生成物]収率 特定の核種,又は特定の質量数をもつ核分裂生成

物を生じるような核分裂の数の,全核分裂数に対
する比。 

fission yield 

16027 927 

30441 一次[核分裂]収率 

核分裂によって直接生じ,

変又は

変を起こ

していない特定の核種に対する核分裂収率。独立
核分裂収率 (independent fission yield),又は直接核
分裂収率 (direct fission yield) ともいう。 

primary fission yield 

16028 169 

 

鎖列[核分裂]収率 

同じ質量数をもつ核種を生じる一次収率の合計。 chain fission yield 

16029 267 

 

累積[核分裂]収率 

ある核種を,特定の時間までに直接又は間接に生
じる核分裂の割合をいう。 

備考 もし,時間が限定されなければ,この収

率は漸近的な値をとるものと考えられ
る。 

cumulative fission 

yield 

16030  

 

核分裂断面積 

核分裂に対する断面積。 

fission cross section 

16031  

 

核分裂のしきい値 

核分裂を起こす核反応のしきいエネルギー。 

fission threshold, 
threshold energy of 

fission 

16032 42 

 

慫  

放射捕獲断面積の,核分裂断面積に対する比。 

alpha ratio 

 

6. 中性子 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

17001  

 

中性子ビーム 

ほぼ一定の方向をもつ中性子の流れ。 

neutron beam 

17002 799 

 

中性子寿命 

与えられた媒質において,中性子の発生から吸収
又は漏れによって消失するまでの時間の平均値。 

neutron lifetime 

17003 1297  

処女中性子 

任意の線源から放出された中性子で,一度も衝突
を起こしたことのないもの。 

virgin neutrons 


39 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

17004 466 

 

第一回衝突確率 

ある与えられた場所から発生した中性子が,特定
の領域内で,最初の衝突を行う確率。 

first collision 

probability 

17005 446 

30254 [高]速中性子 

ある特定の値より大きい運動エネルギーをもつ中
性子。 

備考 その値は炉物理,遮へい,線量測定など

の分野によって異なる。炉物理ではこの
値は普通0.1MeVが選ばれる。 

fast neutron 

17006 609 

30256 中速中性子 

運動エネルギーが低速中性子と速中性子の間にあ
る中性子。 

備考 炉物理では,普通1eVから0.1MeVが選

ばれる。 

intermediate neutron 

17007 1133 30255 低速中性子 

ある特定の値よりも小さい運動エネルギーをもつ
中性子。 

備考 その値は応用分野,例えば炉物理,遮へ

い,線量測定等の分野によって大きく異
なる。炉物理では,普通1eV,線量測定
の分野ではサブカドミウム・カットオフ
である。 

slow neutron 

17008 418 

30260 熱外中性子 

熱中性子よりもやや高いエネルギーをもつ中性
子。 

備考 しばしばこの用語は,熱エネルギーより

すぐ上の,すなわち,化学結合のエネル
ギーに相当するエネルギーをもつ中性
子に限って使われる。 

epithermal neutron 

17009 1224 30261 熱中性子 

周囲の媒質と熱平衡にある中性子。 

thermal neutron 

17010 1057 30257 共鳴中性子 

運動エネルギーが特定の核種の共鳴エネルギー領
域にある中性子。 

resonance neutron 

17011 196 

 

冷中性子 

数meV以下のエネルギーをもつ中性子。 

備考 このエネルギー範囲では,中性子が散乱

によってエネルギーを失う確率は極め
て小さい。 

cold neutron 

17012 1192 30259 サブカドミウム中性

子 

実効カドミウムカットオフよりも低い運動エネル
ギーをもつ中性子。 

subcadmium neutron 

17013 416 

30258 エピカドミウム中性

子 

実効カドミウムカットオフよりも高い運動エネル
ギーをもつ中性子。 

epicadmium neutron 

17014 144 

 

カドミウム比 

中性子検出器の測定値の,同じ条件のもとで特定
の厚さのカドミウムで覆った場合の測定値に対す
る比。 

cadmium ratio 

17015 271 

 

カットオフ[エネルギ
ー] 

与えられた実験配置において,与えられた検出器
を包んでいる特定の吸収体の代わりに,あるエネ
ルギー以下の中性子は通さず,それ以上のエネル
ギーの中性子を通すような仮想のカバーで包み換
えた場合でも,測定値に変化がないという条件で
定まるエネルギー値をいう。 

cutoff [energy] 

17016 381 

 

実効カドミウムカッ
トオフ[エネルギー] 

吸収体として十分な厚さのカドミウムを用いた場
合のカットオフエネルギー。 

effctive cadmium 

cutoff [energy] 


40 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

17017 1063  

爀 㠀

与えられたウラン燃料について,与えられた中性
子スペクトルにおいて特定のカドミウム・カット
オフ以上でのウラン238の中性子捕獲数とそれ以
下のエネルギーでの捕獲数との比。 

備考 28という数字は,原子番号92と問題の

同位体の質量数238の下一けた目の数
字を合成したものである。 

rho 28 

17018 786 

 

中性子吸収 

中性子の相互作用の一つで,入射した中性子が,
自由粒子としては消失するもの。ただし,例えば
核分裂のように,1個又は2個以上の中性子が他の
粒子と共に放出される場合も含まれる。 

備考 散乱は,中性子吸収の一部とはみなさな

い。 

neutron absorbtion 

17019  

 

中性子捕獲 

原子核による中性子の捕獲。普通中性子の放射捕
獲をさす。 

neutron capture 

17020 1052  

共鳴捕獲 

共鳴エネルギー領域にある中性子の放射捕獲。 

resonance capture 

17021  

 

散乱中性子 

物質によって散乱された中性子。 

scattered neutron 

17022 798 

 

中性子硬化 

中性子のスペクトル硬化。 

neutron hardening 

17023 350 

 

ドップラーの広がり
(断面積の) 

ターゲット粒子の熱運動によって,断面積の共鳴
のエネルギー幅が広がること。 

Doppler broadening 

17024 348 

 

ドップラ平均断面積 

ターゲット粒子の熱運動の効果を考慮するため,
エネルギーについて適当な加重平均をした断面
積。 

備考 この操作で得られた平均断面積と実験

室系での束密度との積をとると正確な
反応度が得られる。 

Doppler-average cross 

section 

17025 787 

 

中性子吸収断面積 

中性子吸収に対する断面積,すなわち全断面積と
散乱断面積との差。 

neutron absorption 

cross section 

17026 1219  

熱中性子断面積 

熱中性子との相互作用の断面積。 

備考 熱中性子は状況(例えば,温度)が異な

ると,違ったエネルギー分布を示すの
で,これは厳密な用語ではない。このた
め熱中性子断面積の値として,普通2 
200m/sの速さの中性子に対する断面積
が引用される。 

thermal cross section 

17027 113 

 

束縛原子断面積 

分子や結晶中の原子による中性子の散乱におい
て,原子の結合エネルギーが中性子の運動エネル
ギーよりはなはだしく大きい場合の散乱断面積。
記号

備考 自由原子断面積

昀爀攀

free

bound

M

m

M

 

の関係がある。ここでMは原子の質

量,mは中性子の質量である。 

bound atom cross 

section 

17028 1043  

除去断面積 

核分裂中性子源と,水素を含む厚い物質の間に挿
入された物質による実効断面積。 

備考 “18105 群除去断面積”参照。厚い遮へ

い体について速中性子フルエンスの緩
和距離の計算で使われる。 

removal cross section 


41 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

17029 388 

 

実効熱中性子断面積 

特定の相互作用についての仮想的断面積であっ
て,それに2 200m/s中性子束密度を掛けると正し
い反応率が得られる。ウェストコット断面積とも
いう。 

備考 この用語は普通十分に減速した系にお

ける捕獲と核分裂に限って使われる。 

effective thermal cross 

section 

17030 1309  

ウェストコット模型 

単位エネルギー幅当たりの中性子束密度を,熱中
性子についてはマクスウェル分布に従い,熱外中
性子はエネルギーに逆比例して変化すると仮定し
て,実効熱中性子断面積を計算する方法。 

備考 この模型によると,実効熱中性子断面積

攀昀昰

えられる。 

攀昀替

g+rs) 

ここで,

  洀一

面積 

gはウェストコットg因子 
rはウェストコットr因子 
sはウェストコットs因子である。 

Westcott model 

17031 1310  

ウェストコットg因子 ウェストコット模型において,熱中性子エネルギ

ー領域で断面積が1/v法則から外れることを表す
因子。その値は,中性子温度によって左右される。 

Westcott g-factor 

17032 1311  

ウェストコットr因子 ウェストコット模型において,熱外中性子の存在

を考慮するために導入された因子。 

Westcott r-factor 

17033 1312  

ウェストコットs因子 ウェストコット模型において,余剰共鳴積分の尺

度となる因子。その値は,中性子温度によって左
右される。 

Westcott s-factor 

17034 35 

30332 アルベド(中性子の) ある面を通ってある領域へ入った中性子が,同じ

面を通して戻ってくる確率。 

albedo 

17035 315 

 

微分アルベド 

表面から,特定の方向に反射される入射放射線の
割合。 

differential albedo 

17036 354 

 

線量アルベド 

ある表面に入射する放射線について,入射放射線
の線量に対する表面で反射される放射線の線量の
比。 

dose albedo 

17037 317 

 

微分線量アルベド 

ある方向に反射される放射線についての線量アル
ベド。 

differential dose albedo 

17038 723 

 

最大反射 

仮想的な非吸収の無限反射体に囲まれている中性
子増倍系での中性子の全反射。 

maximum reflection 

17039 784 

785 

30740 中性子吸収体 

中性子をよく吸収し,新たに中性子を発生するこ
とも少ない物又は材料。中性子吸収材ともいう。 

neutron absorber 

17040 1044  

除去拡散理論 

放射線遮へい体における中性子の減衰の計算に用
いられる理論であって,まず第1回衝突中性子の
線源が除去断面積によって決定され,次に中性子
束密度を拡散理論によって計算するという二つの
段階から成り立っている。 

removal-diffusion 

theory 

 


42 

Z 4001 : 1999  

7. 炉物理 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

18001 

792 30427 中性子密度 

原子核に束縛されていない状態の中性子(自由中
性子)の単位体積当たりの数。 

備考 エネルギーと方向のようなパラメータ

によって,部分密度を定義することがで
きる。 

neutron [number] 

density 

18002 

 

 

中性子束密度 

中性子の粒子束密度。中性子フルエンス率に同じ。 neutron flux density 

18003 

45  

角粒子束密度 

立体角に関する微分粒子束密度。 

angular particle flux 

density 

18004 1161  

スペクトル粒子束密
度 

エネルギーに関する微分粒子束密度。 

spectral particle flux 

density 

18005 

801 30426 中性子流密度 

ベクトル量であって,ある点におけるある面の法
線方向に対するその成分が,その面を正の方向に
通過する粒子の,単位面積,単位時間当たりの正
味の数に等しい。 

neutron current density 

18006 

206  

衝突密度 

中性子と原子核との毎秒単位体積当たりの衝突
数。衝突する中性子のもつエネルギーの単位幅当
たりで示すこともある。 

collision density 

18007 

533 30534 幾何学的バックリン

グ 

例えば炉心のような集合体の形と外形寸法とに依
存するパラメータ。記号 B2g 

備考1. 裸の原子炉では,中性子束密度

合体の補外境界でゼロであるという
条件の下で,式 

▽2 替 B2 替 0 

の最低固有値である。 

2. 臨界状態にある裸の原子炉では材料

バックリングに等しい。 

geometric buckling 

18008 

715 30533 材料バックリング 

媒質を構成する材料とその配置の関数であって,
その媒質のもつ増倍特性のめやすとなるようなパ
ラメータ。記号 B2m 

備考1. 年齢拡散理論では,B2mは次の式を満

たすB2の値である。 

k∞e−B2 瓿 1+L2B2 

ここで,k∞,

Lはそれぞれ,中

性子の無限増倍率,年齢,拡散距離で
ある。 

2. 臨界状態にある裸の原子炉では幾何

学的バックリングに等しい。 

material buckling 

18009 

805  

中性子温度 

中性子スペクトルがマクスウェル分布によって表
現できる場合,その分布式中の温度。 

neutron temperature 

18010 

790 30514 中性子サイクル 

原子炉内で核分裂によって生じた中性子が減速,
拡散し,吸収され,再び核分裂によって中性子が
生まれる一連の過程。 

neutron cycle 

18011 1051  

共鳴吸収 

共鳴エネルギー領域にある中性子の吸収。 

resonance absorption 

18012 

865  

寄生捕獲 

核分裂を起こさない過程,又はその他の望まない
過程による中性子吸収。 

parasitic capture 

18013 

92  

黒い 

物体又は媒質が,特定のエネルギーをもつ中性子
の入射に対し,すべての中性子を効率的に吸収で
きることを表す言葉。 

black 


43 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

18014 

543  

グレイ 

物体又は媒質が,特定のエネルギーをもつ中性子
の入射に対し,すべてではないが,かなりの割合
で中性子を吸収することを表す言葉。 

gray 

18015 

530 30513 世代時間 

核分裂によって生じた中性子が,次の核分裂を引
き起こすまでに要する平均時間。 

generation time 

18016 1231  

熱化 

中性子と,それが存在する媒質との間に熱平衡が
成り立つこと。 

thermalization 

18017 

753 30330 減速 

中性子の運動エネルギーが,原子核などとの散乱
によって,ほとんど捕獲されることなしに減少す
ること。 

moderation, 
slowing down 

18018 1285  

低減速 

中性子増倍系の減速材対燃料体積比が,特定の複
数の原子炉パラメータを極値にする値より,小さ
い場合をいう。 

undermoderated 

18019 

862  

過減速 

中性子増倍系の減速材対燃料体積比が,特定の複
数の原子炉パラメータを極値にする値より,大き
い場合をいう。 

overmoderated 

18020 1308  

適度減速 

存在する中性子の大部分がマクスウェル分布に属
し,そのスペクトルの低エネルギー部分もマクス
ウェル分布で近似できるような減速材対燃料の体
積比をもつ中性子増倍系をいう。 

well-moderated 

18021 1290  

加速散乱 

中性子がエネルギーを得る散乱。 

upscattering 

18022 1319  

ウィグナー・ウィルキ
ンスの方法 

水素を含む媒質内の熱中性子スペクトルを計算す
る方法の一つ。この媒質が,自由水素原子からな
る気体と仮定する。 

Wigner−Wilkins 

method 

18023 

498  

自由ガス模型 

中性子の減速が,自由水素原子からなる気体によ
って行われるとするウィグナー・ウィルキンスの
方法の仮定。 

free-gas model 

18024 

793 30331 中性子拡散 

媒質中の中性子が原子核との衝突を繰り返すうち
に,中性子密度の高い所から低い所へ中性子の移
動が生じる現象。 

neutron diffusion 

18025 

455  

フィックの法則 

ある方向についての中性子流密度が,中性子束密
度のその方向に対する負の勾配に比例する,とい
う法則。 

備考1. この比例定数が,中性子束密度の拡散

係数である。 

2. この法則は初等拡散理論の基礎であ

る。 

Fick's law 

18026 

326  

拡散冷却 

有限の大きさの集合体中を中性子が拡散すると
き,エネルギーの高い中性子ほど外へ漏れやすい
ため,集合体の中に存在する中性子の平均エネル
ギーが低くなる現象。 

diffusion cooling 

18027 

328  

拡散加熱 

ある集合体中を拡散する中性子の平均エネルギー
が,外部の中性子源から高いエネルギーの中性子
が優先して拡散してきたり,スペクトル硬化が起
こるため,高くなる現象。 

diffusion heating 

18028 

61 30509 平均エネルギー対数

減少 

中性子に比べて無視できるほどの運動エネルギー
をもつ原子核によって中性子が弾性散乱される場
合,1回の衝突で失われる中性子の運動エネルギー
の自然対数の平均値。 

average logarithmic 

energy decrement 


44 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

18029 

665 30508 レサジー 

中性子のあるエネルギー値に対する,ある基準と
して選んだエネルギー値の比の自然対数。 

lethargy 

18030 1137 30503 減速距離 

減速面積の平方根。減速している中性子の空間移
動の程度を示すもの。 

slowing-down length 

18031 1135  

減速密度 

与えられたエネルギー値を通過して減速する中性
子の単位体積,単位時間当たりの数。 

slowing-down density 

18032 1134 30502 減速面積 

無限均質媒質において,中性子が発生した点から
特定のエネルギーに減速する点までの直線距離の
二乗平均値の1/6。 

slowing-down area 

18033 1138 30510 減速能 

媒質のもつ減速の能力を示すものであって,平均
エネルギー対数減少とマクロ散乱断面積との積。 

slowing-down power 

18034 

752  

減速比 

媒質のもつ減速特性を示すものであって,減速能
の,熱中性子マクロ吸収断面積に対する比。 

moderating ratio 

18035 

322 30504 拡散面積 

無限均質媒質において,粒子が拡散し始めてから
吸収されるまでに移動する直線距離の二乗平均値
の1/6。 

diffusion area 

18036 

329 30505 拡散距離 

拡散面積の平方根。拡散している中性子の空間移
動の程度を示すもの。 

diffusion length 

18037 

737 30506 移動面積 

熱中性子になるまでの減速面積と拡散面積の和。 migration area 

18038 

738 30507 移動距離 

移動面積の平方根。中性子が減速し拡散する間の
空間移動の程度を示すもの。 

migration length 

18039 

496  

四因子公式 

熱中性子炉の無限増倍率k∞の計算に用いる式。以
下に示す四つの因子の積で表される。中性子吸収
当たりの中性子収量:

高速核分裂係数:

鳴を逃れる確率:p,熱中性子利用率:f 

k

 

four factor formula 

18040 

806 30538 吸収当たりの中性子

収量 

核分裂性核種又は核燃料が吸収する中性子当たり
に,放出される核分裂中性子(遅発中性子を含む)
の平均数。

子 (eta factor) ともいう。記号

備考 この量は,吸収される中性子のエネルギ

ーの関数である。 

neutron yield per 

absorption 

18041 

445 30539 高速[中性子]核分裂

係数 

無限媒質において,全中性子による核分裂から生
じる平均中性子数の,熱中性子核分裂だけから生
じる平均中性子数に対する比。記号 

fast fission factor 

18042 1230  

熱中性子利用率 

無限媒質において,核分裂性核種又は核燃料に吸
収される熱中性子の数の,全吸収熱中性子数に対
する比。記号 f 

thermal utilization 

factor 

18043 1055  

共鳴を逃れる確率 

無限媒質において,減速中の中性子が吸収される
ことなしに共鳴エネルギー領域の全区間又は特定
の区間を通過する確率。記号 p 

resonance escape 

probability 

18044 

662  

漏れ(中性子の) 

原子炉のある領域から,その境界を通して出て行
き戻ってこない中性子。 

neutron leakage 

18045 

812  

漏れない確率 

原子炉中の中性子が漏れ出ない確率。 

備考 全中性子又は特定のエネルギー群の中

性子に対して使うことができる。 

non-leakage 

probability 

18046 

794 
795 

30515 中性子経済 

中性子が漏れや無駄な吸収を逃れて有効に利用さ
れること。 

備考 原子炉内の中性子の生成と消失に対す

る詳しい計算をいうこともある。 

neutron economy 


45 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

18047 1059  

共鳴領域 

中性子のエネルギー区分で,この領域では核種の
中性子断面積は共鳴エネルギー準位のために極大
値を示す。 

resonance region 

18048 1056  

共鳴積分 

核種の吸収断面積

愰鉎

性子エネルギーEで割っ

た値を,共鳴エネルギー領域の全区間又は特定の
区間にわたって積分したもので,次の式で与えら
れる。 

2

1

E

E

aE

dE

I

 

ここで,E1, E2はそれぞれエネルギー区間の下限と
上限である。 

備考1. この用語は捕獲,核分裂,放射化など

の反応に対しても使うことができる。 

2. この用語は余剰共鳴積分と混同すべ

きではない。 

resonance integral 

18049 

417  

エピカドミウム共鳴
積分 

共鳴積分において,積分の下限として実効カドミ
ウム・カットオフをとるもの。 

epicadmium resonance 

integral 

18050 

387  

実効共鳴積分 

共鳴積分において,吸収断面積を実効断面積で置
き換えたものであって,中性子束密度が中性子エ
ネルギーに逆比例して変化しない場合,実際の反
応率を与える。 

effective resonance 

integral 

18051 

424  

余剰共鳴積分 

共鳴積分において,吸収断面積から中性子の速さ
に比例して変化する部分を除いて積分するもの。 

excess resonance 

integral 

18052 

278  

ダンコフ補正 

原子炉セル内の中性子収支の計算に使われる補
正。近くに他の燃料要素又は燃料集合体が存在す
るような燃料要素又は燃料集合体の共鳴積分を求
めるため,それらの要素又は集合体が孤立してい
る場合の共鳴積分に施すものである。 

Dancoff correction 

18053 

644 30528 繰返し核分裂期待値 

臨界状態にある原子炉において,与えられた1個
の中性子から幾つもの世代を経た後に,その子孫
の中性子が起こす核分裂数の一世代当たりの平均
核分裂数。繰返し核分裂確率ともいう。 

iterated fission 

expectation 

18054 

299  

あるウラン燃料について,与えられたスペクトル
の中性子によって起こるウラン238の総核分裂数
の,熱中性子によって起こるウラン235の核分裂
数に対する比。 

備考1. 実用的には,

漰地瀰地瀰

ラン238

の総核分裂数のウラン235の総核分裂
数に対する比に等しいとする。 

2. 28という数字は,原子番号92と問題

の同位体の質量数238の下一けた目
の数字を合成したものである。 

delta 28 

18055 

800 30329 中性子の増倍 

核分裂可能核種を含む媒質において,中性子が捕
獲されたとき,平均して一個以上の中性子が新た
に作り出されること。 

neutron multiplication 

18056  

30712 中性子増倍系 

中性子の増倍が行われ,核分裂連鎖反応を起こす
ことのできる媒質。増倍性媒質ともいう。 

neutron multiplying 

system, 

multiplying medium 

18057 

768  

増倍性 

中性子による誘発核分裂反応を維持することがで
きることをいう。 

multiplying 


46 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

18058 

767 30535 [中性子]増倍率 

中性子増倍系において,ある時間の間に生じた中
性子数(核分裂の発生と無関係な中性子源からの
中性子を除く)の,吸収と漏れによって失われた
全中性子数に対する比。記号 k 

[neutron] 

mulitplication factor, 

[neutron] 

multiplication 
constant 

18059 

591 30536 無限増倍率 

無限大の媒質,又は無限に続く格子からなる媒質
に対する増倍率。記号k∞ 

infinite multiplication 

factor, 

infinite multiplication 

constant 

18060 

364  

倍加時間 
(中性子密度の) 

中性子束密度が増大する原子炉において,中性子
束密度が2倍になるまでの所要時間。 

doubling time 

18061 

251  

臨界 

核分裂連鎖反応が増大も減衰もせず維持される状
態,すなわち,中性子増倍率が1に等しい状態。 

critical 

18062 

679  

局所臨界 

炉心の一部が,臨界になること。 

local criticality 

18063 

536  

全炉心臨界 

炉心全体が,臨界になること。 

global criticality 

18064 1200  

臨界超過 

核分裂連鎖反応が時間とともに増大する状態,す
なわち実効増倍率が1より大きい状態。超臨界と
もいう。 

supercritical 

18065 1195  

未臨界 

核分裂連鎖反応が,外からの中性子供給なしでは
維持できない状態,すなわち,実効増倍率が1よ
り小さい状態。臨界未満ともいう。 

subcritical 

18066 

264  

臨界遷移 

未臨界から,臨界超過へ移行すること。 

criticality transition 

18067 

930 30521 即発臨界 

遅発中性子にたよることなく,即発中性子の働き
だけで臨界が達成される状態。 

prompt critical 

18068 

294 30520 遅発臨界 

“18061 臨界”に同じ。 

備考 この用語は,臨界状態を維持するのに遅

発中性子が必要なことを強調するため
に用いられる。 

delayed critical 

18069 

51  

臨界近接 

未臨界状態にある原子炉又は臨界集合体におい
て,パラメータのひとつを少しずつ変化させるこ
とによって,系の反応度を徐々に増すこと。 

備考 系を臨界にする,このパラメータの安全

な予想値は補外によって得られる。 

critical approach, 
approach to criticality 

18070 

253 30523 臨界方程式 

臨界にある場合に満たすべき,その体系のもつ諸
パラメータ間の関係式。 

critical equation 

18071 1197 30530 未臨界増倍率 

中性子源をもつ未臨界集合体において,体系中の
全中性子数の,中性子源だけによって存在する全
中性子数に対する比。 

subcritical 

multiplication factor 

18072 

257 30524 臨界[質]量 

特定の幾何学的配置と材料構成のもとで,体系を
臨界にするのに必要な核分裂性物質の最小質量。 

critical mass 

18073 

259 30525 臨界の大きさ 

特定の幾何学的配置と材料構成のもとで,臨界に
達するのに必要な最小の体系の大きさ。 

critical size 

18074 

261  

臨界体積 

臨界の大きさに相当する体積。 

critical volume 

18075 

262  

臨界条件 

媒質が臨界,すなわち1に等しい実効増倍率をもつ
条件。 

criticality 

18076 

745  

最小臨界質量 

ある核分裂性物質について,幾何学的配置,材料
組成,減速物質,及び反射物質に関係なく,とに
かく臨界を達成し得る最小の質量。 

minimum critical mass 


47 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

18077 

746  

最小臨界体積 

ある核分裂性物質,又はこの核分裂性物質と他の
物質との混合物について,幾何学的配置,材料組
成,減速物質,及び反射物質に関係なく,とにか
く臨界を達成し得る最小の体積。 

minimum critical 

volume 

18078 

254 30522 臨界実験 

ゆっくりと臨界にすることができる,原子炉材料
の集合体によって行われる試験又は一連の試験
で,原子炉特性の決定を目的とするもの。 

備考 この試験は通常極めて低い出力で行わ

れる。 

criticalexperiment 

18079 1032  

反射体による節約 

裸の原子炉に,与えられた反射体を取り付けると
き,反応度を変えることなしに得られる特定方向
の炉心寸法の減少。 

備考 この用語はまた臨界量の減少に対して

も用いられる。 

reflector saving 

18080 

439 30563 補外境界 

集合体の外側に仮想される面であって,その集合
体までの距離がすべての点で,補外距離に等しい
もの。 

extrapolation boundary 

18081 

440  

補外距離 

中性子輸送の一群理論において,媒質の外側の中
性子束密度が仮に媒質内と同じ関数で表されると
した場合,媒質境界から漸近中性子束密度がゼロ
になる点までの距離をいう。 

備考 漸近的中性子束密度とは,境界面や局所

的な中性子源及び局所的な吸収体から
離れた場所での中性子束密度をいう。 

extrapolation distance 

18082 

672  

直線補外距離 

中性子輸送の一群理論において,媒質境界での漸
近中性子束密度の接線がゼロになる点までの媒質
境界からの距離をいう。 

備考 漸近中性子束密度とは,境界面や局所的

な中性子源及び局所的な吸収体から離
れた場所での中性子束密度をいう。 

linear extraporation 

distance, 

augmentation distance 

18083 

330  

拡散理論 

粒子(例えば中性子)の流れの強さが,粒子束密
度の勾配に比例するとして,媒質中の粒子の分布
などを扱う近似理論。 

diffusion theory 

18084 

327  

拡散方程式 

拡散理論によって,粒子の分布を記述する微分方
程式。 

diffusion equation 

18085 

325  

拡散係数(中性子数密
度の) 

中性子流密度と,中性子密度の負の勾配との間の
比例係数。 

diffusion coefficient 

for neutron number 
density 

18086 

324 30436 拡散係数(中性子束密

度の) 

中性子流密度と,中性子束密度の負の勾配との間
の比例係数。 

diffusion coefficient 

for neutron flux 
density 

18087 

452  

フェルミの年齢理論 

中性子の減速理論の一つであって,減速過程が連
続的であり,かつ中性子の空間的移動が拡散理論
によって取り扱えるという仮定を基礎にしてい
る。 

Fermi age theory 


48 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

18088 

34  

年齢 

等方中性子源について,エネルギーEをもつ中性子
束密度の規格化された2次の空間モーメントの1/6
(束年齢),又はエネルギーEをよぎる中性子減速
密度の規格化された2次の空間モーメントの1/6
(減速年齢)をいう。 
すなわち 

0

2

0

2

2

,

,

6

1

dr

r

r

E

f

dr

r

r

E

f

r

E

 

 ここで,rは中性子線源からの径方向の距離,f (E, 
r) は,中性子束年齢の場合には中性子束密度,ま
た,減速年齢の場合には減速密度を用いる。 

備考 減速にフェルミの年齢理論を適用する

場合,年齢をフェルミ年齢といい,その
値は(単色エネルギーE0をもつ中性子源
に対して)次の式で与えられる。 

E

E

D

E

E

E

E

S

0

0

,

 

ここで,Eは中性子エネルギー,D

性子束密

度に関する拡散係数,

砰潞獗

ネルギー,

クロ弾性散乱断面積である。 

age 

18089 

451  

フェルミの年齢方程
式 

フェルミの年齢理論において,減速密度と場所と
の関係を表す式をいう。 

備考 吸収がない場合には,普通次の式で表さ

れる。 

q

q

2

 

ここで,qは減速密度,

琰潞璟戰

Fermi age equation 

18090 1272  

輸送理論 

媒質中の中性子又は

の振る舞いを線形ボルツ

マン方程式によって扱う理論。 

transport theory 

18091 1269  

輸送方程式 

輸送理論において,微分粒子束密度の空間及び時
間変化を記述する線形のボルツマン方程式。 

transport equation 

18092 

30  

有利係数 

ある放射線の量について,それが増大作用を受け
る場所での値と,基準とする場所での値との比。 

advantage factor 

18093 

335 30517 不利係数 

原子炉セルにおいて,ある物質中の平均中性子束
密度と燃料中の平均中性子束密度の比。 

備考 通常この用語は減速材と熱中性子束密

度に関するものである。 

disadvantage factor 

18094 

579 30527 インポータンス関数 

臨界体系において,ある位置と速度をもつ1個の
中性子につき,その子孫に当たる中性子の総数の
平均数。 

importance function 

18095 1037 30526 相対インポータンス 

ある位置と速度をもつ(タイプAの)中性子を除
いた後,一定の連鎖反応率を保つため臨界体系に
加えるべき,与えられた位置と速度をもつ(タイ
プBの)中性子の平均数。 

relative importance 

18096 

27  

随伴中性子束 

随伴拡散方程式又は随伴輸送方程式の解。 

備考 臨界体系では,インポータンス関数に比

例する。 

adjoint flux 


49 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

18097 1113  

シャドウ 

近くに吸収体があるために生じる粒子束密度の局
所的減少。 

備考 原子炉理論では,ある吸収体内での中性

子吸収が,近くにある他の吸収体のため
に減少することをいう。 

shadowing 

18098 

796 30511 中性子エネルギー群 

中性子を,そのエネルギーによって幾つかに組み
分けしたとき,その組の一つをいう。 

備考 各グループは,それに属する中性子の特

性に対する実効値を指定することがで
きる。 

neutron energy group 

18099 

 

 

群定数 

多群理論において,中性子エネルギー群ごとに定
めた断面積などの特性値。 

group constant 

18100 

765 30512 多群模型 

中性子の集団を有限個の中性子エネルギー群に分
けて扱う模型。 

multigroup model 

18101 

766  

多群理論 

多群模型を用いる中性子輸送理論。 

multigroup theory 

18102 

856  

一群理論 

中性子のエネルギーを区別せず一つのエネルギー
群として取り扱う中性子輸送理論。 

one-group theory 

18103 1280  

二群理論 

多群理論の最も簡単な方法で,中性子のエネルギ
ーを二つの群に分けて取り扱う近似法。 

two-group theory 

18104 

544  

群断面積 

ある中性子エネルギー群の中性子に対する重みつ
き平均断面積。 

group cross section 

18105 

545  

群除去断面積 

中性子エネルギー群を特徴づける重みつき平均断
面積であって,過程の種類に関係なく,それぞれ
の群からの中性子の除去を表すもの。 

group removal cross 

section 

18106 

546  

群間移動散乱断面積 

中性子エネルギー群を特徴づける重みつき平均断
面積であって,特定のエネルギー群から他の群へ
の散乱による中性子の移動を与える。 

備考 この断面積は群間移動散乱行列の一つ

の要素である。 

group transfer 

scattering cross 
section 

18107 

162 30714 セル(炉心の) 

非均質炉が,同じ材料組成と同じ形状をもつ領域
を最小単位として構成されているとき,その構成
単位をいう。 

cell 

18108 

 

30715 [炉心]格子 

非均質炉において,燃料要素や減速材などを規則
的なパターンに従って配列したもの。 

reactor lattice 

18109 

687  

マクロ的 

一つの原子炉セルについて平均した局所的な変動
をもつ原子炉パラメータ(例えば,中性子密度)
の全体的な分布について述べるときに用いる形容
詞。 

macroscopic 

18110 

735  

ミクロ的 

一つの原子炉セル内の格子パラメータ(例えば,
中性子密度)の局所的変動について述べるときに
用いる形容詞。 

microscopic 

18111 

163  

セル補正因子 

原子炉パラメータを計算するとき,実際の原子炉
セルの形を理想化したことに対する影響を補正す
る因子。 

cell correction factor 

18112 1199  

スーパーセル 

機能の異なる要素からなる炉心格子。例えば,沸
騰水炉でいえば,周囲に燃料バンドルをもつ制御
棒をいう。 

super cell 

18113 

463  

詳細構造 

原子炉セル内での原子炉量(例えば,中性子束密
度)のミクロ的小変化。 

fine structure 


50 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

18114 

891  

ピッチ 

非均質炉の格子において,隣り合うセルの中心間
の距離。 

pitch (of a reactor 

lattices) 

18115 1066  

ロツシ

遅発中性子が放出されない場合における原子炉時
定数の逆数。 

Rossi alpha 

18116 1067  

ロツシ

 

非常に低い出力で運転されている原子炉内に置か
れた中性子検出器の信号出力パルス間隔からロッ

法。 

Rossi-alpha method 

18117 

433 30531 指数関数実験 

原子炉の構成材料からなる臨界集合体と,独立し
た中性子源とを使用して行われる実験であって,
その構成のもつ中性子特性を知るのに用いられ
る。通常の位置に中性子源を置いた場合(すなわ
ち,立方体形集合体の一つの面又は円筒集合体の
端面を通して,熱中性子が流れ込む場合),集合体
中の中性子束密度は中性子源側の境界面からの距
離に応じて指数関数的に減少する。 

exponential experiment 

18118 1087  

散乱核 

輸送方程式の散乱積分で用いられる関数であっ
て,散乱によって粒子がエネルギーと運動方向に
ついて特定の値をもつ確率を表すもの。 

備考 散乱核は散乱の微分断面積に密接に関

連する。 

scattering kernel 

18119 1136  

減速核 

均一な媒質において,一個の中性子がある場所か
ら他の場所へ移動し,その間にあるエネルギー範
囲を通って減速する単位体積当たりの確率を与え
る関数。 

slow-down kernel 

18120 

779  

ネルキンの模型 

原子の振動モード及び束縛回転モードに対する近
似的な表現を用いて,水中での熱中性子の散乱核
を求めるためのモデル。 

Nelkin's model 

18121 

879  

摂動理論 

原子炉系などにおける一つ以上の量が,ある基準
状態から小さく変化した場合,その系に起こる応
答を計算する方法。 

備考 この方法は応答が小さい場合だけ有効

である。 

perturbation theory 

18122 

155  

カールソンのSn法 

輸送方程式の近似解法の一つ。立体角をN個のセ
グメントに分割し,微分粒子束密度をこれらN個
の方向の粒子束密度の値の線形結合として近似す
る方法。 

Carlson Sn method 

18123 1165  

球面調和関数法 

輸送方程式の近似解法の一つ。微分粒子束密度の
角度分布を球面調和関数で展開する方法。 

備考 展開をN+1項(N次調和関数)までと

る場合,Pn近似と呼ばれる。 

spherical harmonics 

method 

18124 

361  

二重球面調和関数法 

球面調和関数法を用いる輸送方程式の近似解法の
一つ。微分粒子束密度の角度依存を前方及び後方
の二方向について展開することを基礎にする。イ
ボンの方法 (Yvon's method) ともいう。 

備考 この方法は,境界で,中性子の特性が著

しく変化する場合によく使われる。 

double spherical 

harmonics method 


51 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

18125 

760  

モーメント法 

粒子束密度の空間モーメントを決めるために輸送
方程式を用い,中性子又は

の減衰を計算する方

法。 

備考 この方法は主に,無限均質媒質に応用さ

れる。 

moments method 

18126 

904  

点積分核法 

線源が多数の点状源から構成されていると仮定
し,媒質内での

の減衰を計算する方法(中性子

に対する計算でも使われることがある。)。 

備考 線減衰係数

内に存在する等方点

線源から,rだけ離れた場所での中性子
束密度は 

2

4r

e

r

 

に比例するものと仮定する。 

point-kernel method 

18127 

615  

不変量埋込み法 

輸送理論において,体系内の中性子密度の詳細な
記述を与えることなしに,(例えば,体系の反射係
数の)積分パラメータを与える数学的手法。 

invariant imbedding 

18128 

763  

モンテカルロ法 

確率変数の数学的理論を応用して,多数の基本現
象の推移を決定し,中性子の輸送などの物理的問
題を解く手段。 

Monte Carlo method 

18129 

603  

積分実験 

系のパラメータや過程についての個々の効果(微
分効果)ではなく,総合的な効果(積分効果)に
ついての情報をもたらす実験。 

integral experiment 

 

8. 放射線化学・放射化学 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

19001 

816  

核化学 

化学的方法を用い原子核及び核反応を研究する化
学の一分野。 

備考 国によっては,核科学の化学的側面を扱

う化学の一部を含めるなど,もっと広い
意味で使われている。 

nuclear chemistry 

19002 

985  

放射化学 

放射性物質に関連する諸問題を扱う化学の一分
野。 

備考 照射による放射性核種やその化合物の

製造,自然放射性核種を含む化合物の製
造,原子力研究への化学技術の応用,化
学的問題解決への放射能の利用も含ま
れる。 

radiochemistry 

19003 

955  

放射線化学 

物質に対する電離放射線の化学的効果を扱う化学
の一分野。 

備考 普通,可視光線や紫外線を扱わない。 

radiation chemistry 

19004 

179  

放射線化学的 

核放射線が誘発する化学過程に関連することを意
味する形容詞。 

chemonuclear 

19005 

994 
995 

 

放射線分析 

電離放射線の検出に基礎をおく測定技術。 

radiometry 

19006 

984  

放射化学的純度 

試料中のある放射性核種が,特定の化学形(特定
の化合物,結合位置,イオン状態など)で存在す
る割合。 

radiochemical purity 


52 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

19007 

 

 

放射性核種純度 

着目する放射性核種(娘核種を含む)の放射能が,
その物質の全放射能に占める割合。 

radionuclidic purity 

19008 

977  

放射能純度 

“19007 放射性核種純度”に同じ。 

radioactive purity 

19009 

565  

ホットアトム 

放射性壊変又は核反応などの結果,励起状態にあ
る原子又は周囲の熱エネルギーレベルよりも高い
運動エネルギーをもつ原子。 

hot atom 

19010 

 

 

ホットアトム化学 

ホットアトムの性質,化学反応及びその応用を扱
う化学の一分野。 

hot atom chemistry 

19011 

 

 

ホットアトム効果 

ホットアトムによる物理的,化学的効果。反跳原
子の移動,化学結合の切断,酸化状態の変化,他
の分子中の原子との置換などが起こる。 

hot atom effect 

19012 

 

 

ラジオコロイド 

溶液中に極低濃度で含まれ,コロイド粒子のよう
な挙動を示す放射性物質。 

radiocolloid 

19013 

739  

ミルキング 

短寿命核種を得る方法であって,長半減期の先行
核の放射性壊変で生成するこの核種をある時間た
めておいてから分離するもの。 

milking 

19014 

 

 

ラジカル 

不対電子をもつ原子又は分子。遊離基ともいう。 [free] radical 

19015 

 

 

スカベンジャ 

1. 放射線化学においては,ラジカルや自由電子

を捕らえるために加える物質。 

2. 放射化学においては,吸着又は共沈によって,

溶液からある放射性核種を除去するために加
える物質。 

scavenger 

19016 

 

 

ラジカルスカベンジ
ャ 

放射線化学などにおいて,ラジカルを捕捉若しく
は除去するために反応系に加えられる,ラジカル
に親和性のある物質。 

radical scavenger 

19017 

 

 

電子捕捉剤 

放射線化学などにおいて,電子を捕捉するために
反応系に加えられる,電子に親和性のある物質。 

electron scavenger 

19018 

641  

同位体交換 

二つの異なった分子の間,又は一つの分子内での
異なる位置の間での二つの同位体原子の交換。 

isotope exchange, 
isotopic exchange 

19019 

 

 

同位体平衡 

同位体交換において,2種類の異なった分子間での
同位体の割合が定まった値に達している状態。 

isotope equilibrium 

19020 

 

 

同位体効果 

同位体の質量の相違によって生じる物理的,化学
的効果。 

isotope effect 

19021 

633  

異性体分離 

核異性体転移による原子又は分子の励起が起こす
化学変化を利用し,ある核種と核異性体先行核と
を化学的に分離すること。 

isomeric separation 

19022 

156  

担体 

微量物質に加えられる適当な量の物質で,微量物
質はこの添加物質とともに定まった化学又は物理
過程をたどることになる。 

carrier 

19023 

 

 

保持担体 

放射性物質を沈殿・分離するとき,溶液にとどめ
ておく放射性核種の共沈を阻止するために加える
担体。 

hold-back carrier 

19024 

 

 

無担体 

放射性核種が,同位体を伴わないで存在している
状態。 

carrier-free 

19025 

 

 

放射線分解 

物質が放射線によって化学分解すること。 

radiolysis 

19026 

 

 

水和電子 

水中に生成した自由電子が,水分子の双極子の作
用によって一時的に水分子に束縛されたもの。 

hydrated electron 


53 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

19027 

523  

G値 

電離放射線の照射を受けた物質系において,100eV
のエネルギー吸収当たりに生成又は分解する特定
の分子などの個数。放射線化学収率ともいう。 

備考 例えば,特別な分子における架橋の生

成,フリーラジカルの生成などの化学変
化である。 

G-value 

 

III. 原子力安全 

 

1. 原子力安全一般 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

20001 

840 30802 原子力安全 

放射能汚染,電離放射線被ばく,臨界事故などの
有害な影響から人間と資産を守ること。 

備考 国によっては,電離放射線にX線発生

装置からのX線を含めない。 

nuclear safety 

20002 

 

 

セーフティカルチャ
ー 

安全を何よりも重要視しなければならないという
考え方,及びこの考え方に立って,組織や個人が
安全確保のために行う諸活動とその成果。安全文
化ともいう。 

safety culture 

20003 

 

 

明りょうな安全性 

明白で容易に理解できる安全性。このことは通常,
単純明快な設計概念や固有安全性によってもたら
される。 

transparent safety 

20004 

 

 

多重性 

ある機能を確実に果たすため,同一又は同等の系
統を二つ以上設けること。 

redundancy 

20005 

 

41955 冗長度(手段の) 

ある機器において,所要の機能を果たすために二
つ以上の手段が存在すること。 

redundancy (of means) 

20006 

 

 

多様性 

ある機能を果たす複数の機器又は系統機器が互い
に異なる属性(作動原理の相違など)をもつこと。 

diversity 

20007 

 

 

多重防護 

原子力施設の安全設計に当たって,事故の発生を
防止し,また発生した事故の拡大を防止するため,
何重にも防護策を講じること。深層防護ともいう。 

defense in depth 

20008 

 

30823 物理的分離 

機器や設備の配置に当たって,破損などの影響が
波及しないよう,防壁を設け,距離をおき,又は
向きを変えるなどの措置をすること。 

physical separation 

20009 

441  

フェイルセーフ 

設計上の原則に関するもので,部品やシステムに
故障,破損,誤動作が生じても,安全状態が確保
されること。 

fail-safe 

20010 

 

 

フールプルーフ 

運転員が誤操作をしても,それに関連する系の安
全性が損なわれないこと。 

fool proof 

20011 

 

 

グレースタイム 

事故時において,人為的操作を必要とせずに安全
機能が確保される時間。 

grace period 

20012 

948  

品質保証 

製品やサービスが,その品質に対する要求を満た
していると確信できるように計画され,体系化さ
れた諸行為。 

quality assurance 

20013 

949  

品質管理 

品質保証行為の一部をなすもので,部品やシステ
ムが決められた要求を満たしていることを,前も
って確認するための行為。 

quality control 


54 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

20014 

 

 

安全解析 

原子力施設の安全性を定量的に把握するため,運
転時の異常な過渡変化,事象,又は事故の発生を
想定して行う解析。 

safety analysis 

20015 

 

 

安全審査 

我が国において原子力施設の設置を許可するさ
い,法規上の安全にかかわる要件を満たしている
ことを確認するための審査。 

備考 我が国における法規は,“核原料物質,

核燃料物質及び原子炉の規制に関する
法律”である。 

licensing safety review 

(of nuclear facilities) 

20016 

 

 

安全評価 

原子力施設の安全解析を行い,安全基準に対する
適合性を評価すること。 

safety assessment, 
safety evaluation 

20017 

 

 

定期安全レビュー 

原子力発電所が運転開始から廃止されるまで,高
い安全水準を維持するため,定期的に施設の経年
化,改修状況,運転履歴,技術進歩への対応など
を,最新の安全審査基準によって包括的に評価す
ること。 

備考 国際原子力機関 (IAEA) は,この期間と

してほぼ10年を,また,評価には18か
月をかけるよう勧告している。 

periodic safety review 

20018 

 

 

確率論的安全評価 

発生する可能性のある様々な事象について,その
発生確率と影響の大きさを考慮して安全性を評価
する手法。確率論的リスク評価ともいう。略号 PSA 

備考 この手法に対して,事象とその影響が確

定しているものとして扱う方法を,決定
論的安全評価 (deterministic safety 
assessment) と呼ぶ。 

probabilistic safety 

assessment 

20019 

 

 

フォールト・ツリー 

システムの機能喪失,タスク達成不能などの事象
について,その事象を出発点として,原因か否か
を選んで最終原因までさかのぼって図示したも
の。 

fault tree 

20020 

 

 

イベント・ツリー 

起因事象を出発点に,その事象がどのように発展
して最終状態に至るかを時系列的に示す模式図。 

event tree 

20021 

 

30855 固有安全性 

システム,機器及び装置にとって,最も起こりや
すい誤動作が,それらの安全性を高めるようにな
っていること。 

intrinsic safety 

20022 1040 41953 信頼度 

与えられた条件の下で,所定の時間内に,ある機
器が所要の機能を果たすことができる確率。 

備考1. この時間の始めにおいては,その機器

は通常その機能を果たし得る状態に
あるものと仮定する。 

2. この用語は,この確率で機能を果たす

という意味にも使われる。 

reliability 

20023 

 

41954 即時稼働率 

与えられた条件の下で,いつでも,ある機器が所
要の機能を果たすことができる状態にある確率。
ただし,必要な外部条件は整っているものとする。 

備考 フランスでは,この確率で機能を果たす

ことができるという意味にも使われる。 

instantaneous 

availability 

20024 1131  

立地基準 

原子力施設の立地の適合性を,特に原子力安全の
立場から判断するための基準。 

siting criterion 


55 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

20025 

814  

原子力事故 

核分裂連鎖反応が制御不能になるか,又は放射性
物質の制御不能な放散によってもたらされる突然
の予期せぬ事象又は一連の事象。 

nuclear accident 

20026 

 

 

事故 

我が国の原子力施設の安全審査における用語であ
って,運転時の異常な過渡変化を超える事態であ
って,原子力施設から放射性物質の放散の可能性
がある事象。 

accident 

20027 

 

30811 事故状態 

原子炉が運転状態から逸脱すること。まれにしか
起こらないとされるが,工学的安全施設などが機
能しなければ,容認しえない量の放射性物質の放
出に至る恐れがある状態。運転状態からの逸脱に
はシビアアクシデントを含めない。 

備考 この用語は我が国では普及していない。 

accident condition, 
accident state 

20028 

 

30824 想定起因事象 

機器の故障,運転員の誤操作,地震,若しくはこ
れらの組合せであって,その結果,予想運転事象
又は事故状態に至ることのあるもの。 

備考 我が国では一般に使われない。 

postulated initiating 

event 

20029 

718  

最大想定事故 

原子炉又は原子力施設における事故であって,防
護手段を備えることの必要が合意される最悪の事
故。 

備考 原子力開発の初期に用いられた用語。 

maximum credible 

accident 

20030 

 

 

仮想事故 

我が国の原子力施設の安全審査において,重大事
故を上回る事故であって,技術的見地からは起こ
るとは考えられないが,立地の適否を判断するに
当たって仮定される事故。 

hypothetical accident 

20031 

 

 

重大事故 

我が国の原子力施設の安全審査において,技術的
見地からみて最悪の場合には起こるかも知れない
と考えられる種類の事故。 

major accident 

20032 

306  

設計基準事故 

原子力蒸気供給設備又は原子力施設の特性を表す
想定上の事故であって,従業員及び近隣の公衆に
対する放射線の影響の観点からみて十分典型的と
みなされるもの。 

design basis accident 

20033 

 

 

設計基準事象 

原子炉施設を異常な状態に導く可能性のある事象
のうち,原子炉施設の安全設計とその評価に当た
って考慮されるべきもの。略号 DBE 

design basis event 

20034 

 

 

シビアアクシデント 

設計基準事象を大幅に超える事象であって,炉心
の重大な損傷に至るもの。過酷事故ともいう。 

severe accident 

20035 

 

 

放出シナリオ 

放出経路など,放射性物質の放出がもたらす結果
に影響を及ぼす諸過程の記述。 

release scenario 

20036 

 

 

ソースターム 

原子力施設の事故時に環境へ放出される核分裂生
成物などの種類,放出量,放出形態及び放出時期
をいう。 

source term 

20037 

 

 

線源強度 

大気中に放出される放射性核種の放射能。 

source strength 

20038 

 

30826 安全動作 

制御棒の挿入,格納機能をもつ弁の閉止又は安全
注入ポンプ(非常用冷却水を送り込むポンプ)の
運転など,安全系 (safety actuation system) による
単一の動作。 

safety action, 
(safety actuation 

system) 


56 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

20039 

 

30827 安全機能 

安全系又は他の安全上重要な機器が果たすべき機
能をいう。例えば,原子炉停止や残留熱除去をさ
す。 

備考 想定起因事象はそれぞれおそらく一つ

以上の安全機能の達成を要求する。 

safety function 

20040 

 

30828 安全タスク 

特定の想定起因事象の発生を示す一つ以上の変数
を検知し,信号を処理し,設計基準で定められた
限界を超えないように要求される安全動作と,安
全系支援設備からのサービスを開始し,遂行する
ことをいう。 

safety task 

20041 

 

30825 保護タスク 

ある想定起因事象で要求される,安全タスクの遂
行を保証するのに必要な最小限の保護動作。 

protective task 

20042 

 

30822 安全上重要な機器 

原子力安全にかかわる規則によって指定される機
器であって,機能が喪失した場合,プラントの従
業員や公衆に及ぼす過度の放射線被ばくをするこ
とを防ぐための措置が必要になるもの。略号 IIS 

備考 安全上重要な機器には,安全系のほかに

安全関連設備が含まれるが,具体的には
通常次のものが含まれる: 

1. 構造物,システム及び装置のうち,そ

の故障や誤動作がプラントの従業員
や公衆に対して過度な放射線被ばく
をもたらすおそれのあるもの。 

2. 構造物,システム及び装置のうち,予

想運転事象が事故状態に至るのを防
ぐためのもの。原子力施設からの放射
性物質に対する一連の障壁も含まれ
る。 

3. 構造物,システム及び装置の故障や誤

動作による影響を緩和するために設
けられる施設。 

item important to 

safety 

20043 

 

30829 単一故障基準 

システムに適用される設計基準であって,安全タ
スクを遂行するシステムは,いかなる単独の故障
が発生しても,その機能を失ってはならないとす
るもの。 

single failure criterion 

20044 

 

41405 駆動源付設備 

一つ以上の安全タスクを遂行させるため,複数の
駆動部と被駆動部をもつ装置。 

actuated equipment 

20045 

 

41418 駆動デバイス 

電力の分配と使用を制御する回路遮断器や継電
器,及び水や空気の流れを制御するためのパイロ
ット弁などの,駆動源付設備のための動力を直接
制御する装置。 

actuation device 

20046 

 

 

動的機器 

外から動力供給などを受けて作動することによっ
て機能を果たす機器。 

active component 

20047 

 

 

静的機器 

外からの動力供給などを受けることなしに機能を
果たす機器。 

passive system, 
passive component 

20048 

 

30830 緊急時制御ポイント 

主制御室からの制御が不可能になった場合に備え
て設けられるもので,制御室以外からプラントの
安全機能を確保するための操作ができる施設。 

supplementary control 

points 

20049 

 

30805 緊急時対応施設 

事故のもたらす影響を緩和し,異常な運転状態に
対応するために用意された施設。 

emergency response 

facility 


57 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

20050 

408  

工学的安全施設 

原子炉格納容器,非常用炉心冷却設備など,多量
の放射性物質の放散を防止又は抑制する機能をも
つ施設。 

engineered safety 

system 

20051 

 

30723 閉じ込め 

事故が起きた場合でも,定められた区域を越えて,
(問題となる量の)放射性物質が放散したり流出
することを防ぐための方法及び設備。 

containment 

20052 

 

41404 安全系支援設備 

冷却,潤滑,電力など,安全系 (protection system and 
safety actuation system) の作動上必要なものを供給
する設備。 

safety system support 

features 

20053 

817  

[核的]臨界安全性 

偶発的に臨界にならないような状態を確保するこ
と。 

[nuclear] criticality 

safety 

20054 

263  

臨界事故 

核分裂性物質が偶発的に臨界又は臨界超過に至る
こと。 

criticality accident 

20055 1073  

安全質量 

最小の臨界質量を,1より大きな安全率で割った
値。 

safe mass 

20056 

534  

幾何学的安全 

核分裂性物質を含む系において,構成物の空間的
配置や形状によって,臨界にならないようにする
こと。 

geometrically safe 

20057 

 

 

設計用基準地震 

設計に際して,考慮すべき一組の地震動であって,
解放基盤(堅牢な岩盤で,表層や構造物がないと
仮定される,ほぼ水平で十分な広さをもつ基盤)
の表面における地震によるもの。略号 DBE 

design basis 

earthquake 

20058 

 

 

設計用最強地震 

耐震重要度分類に含まれる施設・機器の運転寿命
中に起こり得るとみなされる地震。 

備考 この地震が起きても,施設などは変更さ

れることなく運転が続けられるよう設
計されなければならない。S1地震とも
いう。 

maximum design basis 

earthquake 

20059 

 

 

設計用限界地震 

設計用最強地震を上回るものであって,地震学的
見地から限界と考えられる地震。 

備考 この地震が起きても,原子力施設全体の

固有の機能,完全性及び安全を保証する
設備・機器などの機能は残っているよう
設計されなければならない。S2地震と
もいう。 

extreme design basis 

earthquake 

20060 

 

 

静的地震力 

地震が施設に作用する力の代わりに仮定される,
時間的に一定な力。 

備考 その大きさは,施設の重要度に応じて定

められる。 

static seismic force 

20061 

 

 

動的地震力 

地震によって施設に作用する,時間的に変化する
力。 

dynamic seismic force 

20062 

 

 

地震応答解析 

設計用基準地震に基づく施設の応答(加速度,速
度,変位など)を,解析モデルを用いて計算によ
って求めること。 

seismic response 

analysis 

20063 

 

 

応答スペクトル 

設計用基準地震に対する最大応答を,この地震動
の自然周期の関数としてグラフに表したもの。 

備考 一般に,その特性は地震の規模(マグニ

チュード)と震央距離から定められる。 

response spectrum 


58 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

20064 

 

 

設計用模擬地震波 

設計用応答スペクトルに適合するように作成され
た時刻歴地震波形。 

備考 地震応答解析を行う際の入力として用

いられる。 

design synthetic 

seismic wave 

20065 

 

 

床応答スペクトル 

与えられた地震に対する構築物の各階ごとの応答
スペクトル。 

floor response 

spectrum 

20066 

 

 

設計用床応答時刻歴 

設計用基準地震動から導かれる構築物の床の時刻
歴波形で,入力地震動,及び建物と基礎の特性に
おける不確定性をもつ。 

design floor time 

history 

20067 

 

 

設計用床応答スペク
トル 

入力地震動,及び建物と基礎の特性における不確
定性と不確さを考慮するために,一つ以上の床応
答スペクトルを修正することによって得られる床
応答スペクトルで,建物の各階ごとに定義される。 

design floor 

responsespectrum 

20068 

 

 

耐震重要度分類 

地震による施設の破損によって,公衆に及ぼすお
それのある放射線の影響の程度によって,定めら
れる耐震設計上の分類。 

備考 重要度の高い順にA,B及びCクラスと

定め,Aクラスのうち特に高いものを
Asクラスと呼ぶ。 

seismic design 

classification 

 

2. 原子炉安全 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

21001 

 

30812 通常運転 

定められた運転上の制限,及び条件下での原子力
プラントの運転をいい,停止状態,出力運転,起
動,停止,保守,試験,及び燃料取替えが含まれ
る。 

normal operation 

21002 

 

30840 運転状態 

通常運転と予想運転事象に相当する状態。 

operational state 

21003 

 

 

運転時の異常な過渡
変化 

“21004 予想運転事象”に同じ。 

abnormal operational 

transient 

21004 

 

30820 予想運転事象 

通常の運転から外れる運転状況のうち,プラント
寿命中に一回以上起こると予想される事象で,設
計上適切な方策がとられていれば,安全上重要な
機器に重大な損傷を与えることなく,事故状態に
至ることもないもの。 

備考 我が国では同じ事象を“運転時の異常な

過渡変化”と呼んでいる。 

anticipated operational 

occurrence 

21005 

 

 

ATWS 

必要なとき原子炉がスクラムしない場合に予想さ
れる事象。 

anticipated transient 

without scram 

21006 

 

30821 共通原因故障 

単一の事象又は原因によって二つ以上の装置が機
能を失うこと。共通要因故障ともいう。 

common cause failure, 
common mode failure 

21007 1069  

暴走 

反応度の異常な増加によって,原子炉の熱出力が
通常の制御系の能力を超えて上昇する現象。増加
の程度によっては,緊急停止系の働きで安全に終
息し得る。 

runaway 


59 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

21008 1015  

原子炉エクスカーシ
ョン 

原子炉の熱出力が通常運転時のレベルを超えて急
速に増加すること。 

備考1. そのような増加は実験のため計画的

に起こすこともあれば,偶発的に起き
ることもあり得る。出力エクスケーシ
ョン (power excursion) ともいう。 

2. 我が国では一般に使われていない。 

reactor excursion 

21009 

 

 

反応度事故 

原子炉の反応度の急激な増加によって,熱出力が
急上昇する事故。 

reactivity accident 

21010 

592  

固有の安定さ 

付加された正の反応度が,望ましくない状況をも
たらす前に,負のフィードバックの働きで打ち消
されること。 

inherently stable 

21011 

 

 

原子炉安定性 

反応度が変化しても,外部からの制御によらず,
原子炉自身で安定状態に復帰し,その状態を保つ
性質。 

reactor stability 

21012 

 

 

受動的安全性 

システムの安全機能が,外部からの動力,信号又
は操作を加えることなしに,それ自身のもつメカ
ニズムによって確保されること。 

passive safety 

21013 

 

 

加圧熱衝撃 

加圧下にある原子炉圧力容器の内面が急速に冷却
されることによって,応力が加わること。略号 PTS 

pressurized thermal 

shock 

21014 

 

 

ブローダウン[現象] 冷却材喪失事故において,冷却材の流出に伴い原

子炉の圧力が低下していく現象。 

blowdown 

21015 

 

 

燃料チャネル閉そく 

炉心内の冷却材流路が異物などで狭められ,その
流路の冷却材流量が減少すること。 

channel blockage 

21016 

685  

冷却材喪失事故 

原子炉の一次冷却系の配管などが破損し,冷却材
が補給水設備の能力を超えて流出する事故。 
略号 LOCA 

loss of coolant accident 

21017 

 

 

大破断事故 

冷却材喪失事故のうち,破断面積の大きい配管破
断事故。 

large break accident 

21018 

 

 

中小破断事故 

冷却材喪失事故のうち,破断面積の比較的小さい
配管破断事故。 

medium and small 

break accident 

21019 

 

 

主蒸気管破断事故 

タービンに蒸気を供給する主蒸気配管の破損によ
って蒸気が流出する事故。 

main steam line break 

accident 

21020 

 

 

ガスダクト破損事故 

ガス冷却炉の,一次冷却系配管の破損による事故。 gas duct burst accident 

21021 

 

 

CCFL 

冷却材喪失事故において,炉心内の冷却材流路の
出口から吹き出す蒸気によって非常用冷却水の流
入が妨げられる現象。 

counter current flow 

limitation 

21022 

 

 

破断前漏洩 

配管の欠陥が広がり破断に至る前に,内部の流体
の漏洩によって,この欠陥を検出できるという考
え方。略号 LBB 

leak before break 

21023 

 

 

炉心損傷 

炉心が過熱などによって破損し,かなりの部分が
元の形状を失うこと。 

core damage 

21024 

 

 

炉心溶融 

炉心の冷却が十分に行われない状態が続くことに
よって,溶融に至ること。 

core melt 

21025 

31 
32 

30562 残留熱 

余熱ともいう。 
1. 運転停止中の原子炉内の,残留放射能及び核

分裂による熱。 

2. 原子炉から取り出した燃料又は部品の,残留

放射能による熱。 

residual heat, 
after-heat 

21026 

33  

残留出力 

運転停止中の原子炉の,残留熱に相当する出力。 after-power 


60 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

21027 

284  

崩壊熱 

運転停止後の原子炉で発生する出力。 

備考 崩壊熱の大部分は,核分裂生成物の放射

性壊変による。 

decay power, 
decay heat 

21028 

170  

チャネルボイド事故 

冷却材の過熱又は冷却材と燃料との相互作用によ
って,燃料チャネルから液相がほとんど喪失する
ことによって起きる事故。 

備考 この事故は,金属冷却高速炉に独特なも

のである。 

channel voidage 

21029 

 

 

受動的冷却 

外部からの動力の供給によることなく,効果的に
行われる冷却。 

passive cooling 

21030 

 

 

金属−水反応 

燃料被覆管などの,高温の金属と水との化学反応。
それが発熱反応で,大量の水素の発生を伴う場合
には安全上の配慮が求められる。 

metal-water reaction 

21031 

 

 

ナトリウム−水反応 

高速増殖炉において,蒸気発生器の伝熱管からナ
トリウムが漏洩し,水と接触して起こす化学反応。
水素の発生を伴う。 

sodium-water reaction 

21032 

 

 

タービンミサイル 

回転中のタービンブレードなどが破損して物が飛
ぶ現象,又はその飛来物。 

turbine missile 

 

3. 放射線防護 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

22001 

960  

放射線防護 
(人体の) 

電離放射線によって人体に生じる障害を防止する
ため,外部被ばく又は放射性核種の摂取を抑制す
ること。若しくはこれらがもたらす身体的障害の
発生を予防すること。 

radiation protection, 
radiological protection 

22002 

553  

保健物理 

放射線防護のための管理業務及び関連する諸問題
を取り扱う応用科学の一分野。 

health physics 

22003 

958  

放射線衛生 

放射線障害の可能性に対し,健康維持のためにと
られる特別の措置。 

radiation hygiene 

22004 

333 30135 直接電離粒子 

衝突によって電離を起こすのに十分な運動エネル
ギーをもつ荷電粒子。 

備考 例えば,電子,陽子,

慼鉛倰樰椰鈰

directly ionizing 

particle 

22005 

585 30136 間接電離粒子 

非荷電粒子であって,直接電離粒子を遊離したり,
又は放出することによって,電離を起こすことの
できるもの。非荷電電離粒子ともいう。 

備考 例えば,中性子,光子などをいう。 

indirectly ionizing 

particle 

22006 

624 30203 電離放射線 

直接電離粒子,間接電離粒子又はその両者からな
る放射線。 

ionizing radiation 

22007 

334  

直接電離放射線 

直接電離粒子からなる放射線。 

directly ionizing 

radiation 

22008 

586  

間接電離放射線 

間接電離粒子からなる放射線。 

indirectly ionizing 

radiation 

22009 

 

 

環境放射能 

人間を含めた生物の生活環境内にある自然放射能
及び人工放射能。 

environmental 

radioactivity 

22010 

 

 

自然放射線源 

天然に存在する(宇宙線及び地球からの放射線を
含む)放射線の線源。 

natural radiation source 


61 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

22011 

 

30211 宇宙線 

地球外に起源をもつ高エネルギー粒子,及びこれ
ら粒子と大気との相互作用によって作り出される
二次粒子からなる電離放射線。 

備考 IEC 393ではraysという表現を使わな

い。 

cosmic radiation, 
cosmic rays 

22012 

 

 

外部放射線 

身体の外にある放射線源が放出する放射線。体外
放射線ともいう。 

external radiation 

22013 

 

 

内部放射線 

身体の内部に存在する放射性線源が放出する放射
線。体内放射線ともいう。 

internal radiation 

22014 

 

 

拡張放射線場 

放射線にさらされている物体の占める容積に対し
て考えられる仮想的な放射線の場であって,その
容積のすべての点における放射線のフルエンスと
角度及びエネルギー分布が等しいものをいう。 

expanded radiation 

field 

22015 

 

 

整列拡張放射線場 

放射線にさらされている物体の占める容積に対し
て考えられる仮想的な放射線の場であって,その
容積のすべての点において単一の方向をもち,フ
ルエンス及びエネルギー分布が等しい場合をい
う。 

aligned and expanded 

radiation field 

22016 

 

 

面平行ビーム 

均一の強度分布をもち,方向のそろった広い放射
線の流れ。 

plane parallel beam, 
unidirectional beam 

22017 

 

 

強透過性放射線 

皮膚の小面積がある方向から受ける線量当量が実
効線量の10倍を超えないような,均一で方向のそ
ろった放射線ビーム。 

strongly penetrating 

radiation 

22018 

 

 

弱透過性放射線 

皮膚の小面積が受ける線量当量が実効線量の10倍
を超えるような,均一で方向のそろった放射線ビ
ーム。 

weakly penetrating 

radiation 

22019 

435  

被ばく 

人体が体外又は体内の放射線源の放出する放射線
にさらされること。 

[radiation] exposure 

22020 1316  

全身被ばく 

全身にわたる被ばく。 

whole-body exposure 

22021 

 

 

外部被ばく 

外部放射線による被ばく。体外被ばくともいう。 external exposure 

22022 

 

 

内部被ばく 

内部放射線による被ばく。体内被ばくともいう。 internal exposure 

22023 

 

 

自然被ばく 

自然放射線源による被ばく。 

natural exposure 

22024 

 

 

潜在被ばく 

線源の事故,確率的事象又は事象の結果による被
ばくで,確実に起こるとはいえないが,可能性の
あるもの。 

potential exposure 

22025 

 

 

通常被ばく 

施設又は線源の通常運転の下で起こる管理可能な
被ばく。起こる確率は大きいが,影響の程度は小
さいような不測の事象による被ばくを含む。 

normal exposure 

22026 

 

 

慢性被ばく 

継続的な被ばく。 

chronic exposure 

22027 

849  

職業被ばく 

放射線業務に従事する人が,職業上受ける被ばく。 occupational exposure 

22028 

 

 

公衆被ばく 

公衆の被ばく。職業被ばく及び医療被ばくは含ま
ない。 

public exposure 

22029 

 

 

医療被ばく 

医療行為による患者などの被ばく。 

medical exposure 

22030 

 

 

胎児被ばく 

胎児の被ばく。 

foetal exposure 

22031 

 

 

放射線障害 

被ばくによって現われる身体上又は遺伝上の障
害。 

radiation hazard 

22032 1145  

身体的影響 
(放射線の) 

被ばくをした個体に現れる影響。 

somatic effect  

(of radiation) 

22033 

531  

遺伝的影響 
(放射線の) 

被ばくをした個体には現れず,その子孫に現れる
影饗。 

genetic effect  

(of radiation) 


62 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

22034 

 

 

急性影響 
(放射線の) 

比較的大きい線量を短時間に受けたとき,被ばく
後短期間のうちに現れる影響。早期影響ともいう。 

acute effect  

(of radiation), 

early effect  

(of radiation) 

22035 

 

 

晩発的影響 
(放射線の) 

被ばく後,数年から数十年を経た後に現れる身体
的影響。遺伝的影響を含めることもある。晩発効
果ともいう。 

late effect  

(of radiation) 

22036 

 

 

確率的影響 
(放射線の) 

被ばくによる影響のうち,一般に線量のしきい値
がなく,影響の発生確率は線量とともに増加する
が,影響の重篤度は線量に関係しないもの。 

stochastic effect  

(of radiation) 

22037 

 

 

確定的影響 
(放射線の) 

被ばくによる影響のうち,一般に線量のしきい値
が存在し,このしきい値を超えると影響の重篤度
は線量とともに大きくなるもの。 

備考 ICRP(国際放射線防護委員会)のICRP 

publication 60 (1991) による用語で,そ
れまでは非確率的影響と呼ばれていた。 

deterministic effect  

(of radiation) 

22038 

963  

放射線宿酔 

全身又は身体の主な部分に対する過剰な被ばくが
もたらす疾病。 

radiation sickness 

22039 1001  

放射[能]毒性 

吸入又は摂取した放射性物質の危険度を表す語。 radiotoxity, 

radioactive toxicity 

22040 

177  

放射線防護剤 

放射線による特定の影響を弱める働きをする化学
薬剤。 

備考 被ばく前に服用するものと,被ばく後に

服用するものとがある。 

radiation protective 

agent 

22041 

 

 

摂取(放射性物質の) 吸入,経口摂取,皮膚からの吸収,注射,又は傷

口を通して,放射性物質が体内に取り込まれるこ
と。 

intake 

22042 

88  

生物的半減期 

生体中に存在する問題の物質の量が生理作用によ
ってほぼ指数関数的に減少する場合,元の値の半
分になるまでに要する時間。 

biological half-life 

22043 

384  

実効半減期 

ある体系中に存在する特定の放射性核種の量が放
射性壊変,及び他の過程,例えば,排せつによっ
てほぼ指数関数的に減少する場合,元の値の半分
になるまでに要する時間。 

effective half-life 

22044 

96  

身体負荷量 

人又は動物の体内に存在する放射性核種の量(放
射能で表すことができる)。 

body burden 

22045 

102  

親骨性物質 

他の生体組織に比べ骨に集まりやすい物質。向骨
性物質ともいう。 

bone-seeker 

22046 

 

 

標準人 

被ばく,特に,内部被ばくによる吸収線量又は実
効線量を推定するために使われる仮想的人間。体
重,身長,臓器重量,代謝機能,身体構成元素の
量など,解剖学,生理学及び化学的諸量が規定さ
れている。 

reference man, 
standard man 

22047 

 

 

排せつ(泄)関数 

摂取した放射性物質が,身体の全排せつ経路を通
じて体外に出て行く割合を,摂取後の時間の関数
として表したもの。 

excretion function 

22048 

 

 

残留関数 

摂取した放射性物質が,体内に残留する割合を,
摂取後の時間の関数として表したもの。 

retention function 

22049 

 

 

食物連鎖 

環境に放出された放射性物質が動植物に順次摂取
されて,最終的に人に至る一連の過程。 

food-chain 


63 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

22050 

 

 

[放射生態学的] 
濃縮係数 

生物中の特定の放射性核種が,その生物の生活環
境と平衡状態にあるとき,生物中の濃度の,生活
環境中における濃度に対する比。 

[radioecological] 

concentration factor 

22051 

 

 

被ばく経路 

放射性物質が人まで到達する径路,又は人が被ば
くする径路。 

備考 このうち,決定グループの個人に到達す

るまでにたどる径路のうち,最も主要な
ものを決定経路 (critical pathway) とい
う。 

exposure pathway 

22052 

258  

決定臓器 

外部被ばく,又は放射性核種の体内沈着による内
部被ばくの際,その生物個体にとって影響が最も
大きいとされる臓器。 

critical organ 

22053 

 

 

決定グループ 

ある線源及びある被ばく経路を通しての被ばくが
ほぼ均等であるような公衆の構成員のグループ
で,実効線量又は等価線量が最大値となるような
個人を代表するもの。 

critical group 

22054 

353  

線量 

吸収線量,臓器線量,等価線量,実効線量,預託
線量,線量当量,又は照射線量の総称。その語が
どれを指すかは,その使われるところ又は使われ
方による。 

備考 照射線量の対応英語はexposureである。 

dose 

22055 

30469 吸収線量 

電離放射線によって物質に与えられるエネルギー
で,物質の適当に小さい体積要素に付与される平
均エネルギーを

d,体積要素の質量をdmとする

と,吸収線量Dは 

dm

d

D

 

で与えられる。 

備考 通常,グレイで表される。以前はラドで

表された。 

absorbed dose 

22056 

30473 吸収線量率 

適当に短い時間内の吸収線量dDをその時間の長
さdtで割ったもの。記号D 

absorbed dose rate 

22057 

437 30464 照射線量率 

単位時間当たりの照射線量の増分。 

exposure rate 

22058 

 

30480 線量当量率 

単位時間当たりの線量当量の増分。 

dose equivalent rate 

22059 

 

 

外部線量 

外部被ばくによる線量。 

external dose 

22060 

 

 

内部線量 

内部被ばくによる線量。 

internal dose 

22061 

 

 

全身線量 

全身被ばくによる線量。 

whole-body dose 

22062 

 

 

臓器線量 

人体の組織又は臓器の平均吸収線量。記号Dt 
次の式で表される。 

mT

T

T

T

T

m

Ddm

m

D

/1

 

ここで,mTは対象とする組織又は臓器Tの質量,
Dは質量要素dmの吸収線量,

は臓器T

に付与される全エネルギーである。 

organ dose 

22063 

 

 

遺伝有意線量 

ある集団に対して,構成員個人の生殖腺線量に,
子供の期待数をかけ,集団の全子供期待数で割っ
たもの。 

genetically significant 

dose equivalent 

22064 

14  

蓄積線量 

連続被ばくか不連続被ばくかに関係なく,系が受
けた吸収線量の総計。 

accumulated dose 

22065 1242  

しきい線量 

ある生物効果が現れるまでの最小の吸収線量。 

threshold dose 


64 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

22066 

 

 

倍加線量 

放射線照射によって突然変異率が自然における値
の2倍になるときの吸収線量。 

doubling dose 

22067 1301  

体積線量 

放射線を吸収した物質の質量と吸収線量との積。 

備考 この用語は,しばしば積分吸収線量と混

同される。 

volume dose 

22068 

 

 

予測線量 

防護措置や救済措置が実施されない場合に予想さ
れる線量。 

projected dose 

22069 

 

 

回避線量 

防護措置によって軽減する線量。 

備考 すなわち,防護措置によって期待される

線量と,そのような措置がとられなかっ
た場合の線量との差。 

avertable dose 

22070 

602  

積分吸収線量 

照射された物体の問題とする体積内の質量につい
て,吸収線量を積分したもの。 

備考1. 物体の体積に付与されたエネルギー

に同じ。 

2. 普通キログラム・グレイ(以前はグラ

ム・ラド)で表される。 

integral absorbed dose 

22071 

356 30477 線量当量 

被ばくした人における照射の効果を評価するため
に使用される量で,吸収線量と線質係数の積で表
される。 

備考 線量当量の単位はJkg−1,名称はシーベ

ルト (Sv) である。 

dose equivalent 

22072 

950 30483 線質係数 

すべての電離放射線に対し,被ばくを共通の尺度
で評価するために,放射線防護の手法に従い吸収
線量に掛ける係数。 

備考 線質係数は,水中における一次荷電粒子

又は二次荷電粒子の線エネルギー付与
に基づいて定められる。 

quality factor 

22073 1035  

生物効果比 

特定の生体又はその一部について,ある生物効果
を生じる基準放射線の吸収線量と同じ効果を生じ
る問題の放射線の吸収線量との比。記号 RBE 

備考 この用語は,放射線生物学においてだけ

使用することが望ましい。 

relative biological 

effectiveness 

22074 

 

 

個人線量当量 

身体上の特定の点から,ある深さdにある軟組織
中での線量当量。記号 Hp (d) 

備考1. 個人線量当量の単位はJkg−1,特別単

位の名称はシーベルト (Sv) である。 

2. 放射線防護上,dの値は強透過性放射

線については10mm(透過性個人線量
当量),弱透過性放射線については
0.07mm(表層部個人線量当量)が選
ばれる。 

personal dose 

equivalent 

22075 

 

 

方向性線量当量 

拡張放射線場内にICRU球を置いたとき,特定の
方向に対して角度

地鈰樰奓

の深さdの点で

の線量当量。記号Hʼ (d, 

備考 弱透過性放射線に対する深さdの推奨

値は0.07mm。 

directional dose 

equivalent 


65 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

22076 

 

 

周辺線量当量 

整列拡張放射線場内にICRU球を置いたとき,整
列場を与える線源に面した表面から,整列場の方
向に沿って半径上の深さdの点における線量当量。 
記号 H* (d) 

備考 強透過性放射線に対する深さdの推奨

値は10mm。 

ambient dose 

equivalent 

22077 

 

 

放射線荷重係数 

健康への影響に対する,種類の異なる放射線の効
果の違いを考慮するためのもので,吸収線量に乗
じられる相対的係数。 

radiation weighting 

factor 

22078 

 

 

組織荷重係数 

組織又は臓器,それぞれの被ばくに由来する相対
的な確率的損害を考慮するために,組織又は臓器
の等価線量に乗じる係数。係数の値は,組織又は
臓器ごとに与えられている。 

tissue weighting factor 

22079 

 

 

等価線量 

組織又は臓器に対する被ばくの効果を評価するた
めに使用される量で,組織又は臓器 (T) における
平均吸収線量DTに,放射線Rに対する放射線荷重
係数

眀到

H=DTvR 

で表されるもの。 

備考1. 放射線場が,放射線荷重係数の異なる

種類の放射線からなるときは,等価線
量Hは次の式で与えられる。 

R

R

T

R

R

D

w

H

2. 等価線量の単位はJkg−1,その名称は

シーベルト (Sv) である。 

equivalent dose 

22080 383 

 

実効線量 

被ばくした組織又は臓器の等価線量に,その組織
荷重係数を掛けて合計した値。すなわちEを実効
線量,HT及び

T) の等価線量及び組織荷

重係数とすると, 

T

T

TH

w

E

 

で与えられる。 

備考1. 放射線場が,放射線荷重係数の異なる

種類の放射線からなるときは,実効線
量Eは次の式で与えられる。 

R

R

T

R

T

T

D

w

w

E

2. 実効線量の単位はJkg−1,その名称は

シーベルト (Sv) である。 

3. 

刀倰渀

告に与えられ

ている。 

effective dose 


66 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

22081 

383  

実効線量当量 

被ばくした組織又は臓器の線量当量に,それぞれ
適当な荷重係数を乗じて合計したもの。HEを実効
線量当量とすると,次式で与えられる。 

T

T

T

E

H

w

H

 

ここで,HT及び

T) の年線量当量及び組

織荷重係数である。 

備考1. 実効線量当量の単位はJkg-1,その名称

はシーベルト (Sv) である。 

2. 

刀倰渀

告に与えられ

ている。 

effective dose 

equivalent 

22082 

201  

集団線量 

公衆が受けた全放射線量で,被ばくした個人の数
とその平均放射線量の積で表される。 

備考 集団線量の単位は,マン・シーベルト 

(man・Sv) である。 

collective dose 

22083 

 

 

集団実効線量 

公衆が受けた全実効線量。集団実効線量をSとす
ると,次の式で表される。 

i

i

iN

E

S

 

ここで,E1は公衆のサブグループIの平均実効線
量, N1はサブグループの個人数。 

備考 集団実効線量の単位は,マン・シーベル

ト (man・Sv) である。 

collective effective 

dose 

22084 

 

 

預託線量 

放射性物質の摂取によって,特定の組織又は臓器
がある期間にわたって受ける線量。ある時刻tにお
ける線量率を摂取の時刻から摂取後のある経過時
間まで積分した値。線量率に吸収線量率,等価線
量率又は実効線量率を選ぶと,それぞれ預託吸収
線量,預託等価線量,又は預託実効線量が求めら
れる。 

備考 経過時間が特定されていない場合は,成

人で50年,子どもについては70年とす
る。 

committed dose 

22085 

355 
357 

 

線量預託 

単一の事象によって長期にわたり被ばくする集団
において,一人当たりの線量率(等価線量率,又
は実効線量率)を無限時間積分した値。 

dose commitment 

22086 

 

 

線量拘束値 

放射線源に関する防護と安全の最適化において上
限値としての役割を果たすもの。 

dose constraint 

22087 

 

 

基本限度 

放射線防護上,被ばくを制限するための基準値。 basic limit 

22088 

 

 

線量限度 

基本限度のうち,個人が受ける実効線量又は等価
線量に関するもの。 

dose limit 

22089 

 

 

誘導限度 

作業場所の線量当量率,放射性物質の空気中濃度,
表面汚染密度などに対し,基本限度を反映するた
めの制限値。 

derived limit 

22090 

 

 

濃度限度 

吸入や摂取のおそれのある空気,又は水に含まれ
る放射性核種の濃度に対する誘導限度。 

concentration limit 

22091 

 

 

年摂取限度 

標準人が摂取した放射性核種について,線量限度
に等しい預託線量をもたらす年間摂取量。記号 
ALI 

annual limit on intake 


67 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

22092 

731  

50%致死線量 

与えられた種の大集団の半数が,ある特定の時間
内に死亡する吸収線量。記号 LD50 

median lethal dose 

22093 

732  

50%致死時間 

ある量の吸収線量を受けた,与えられた種の大集
団の半数が死に至るまでの時間。略号 MLT 

median lethal time, 
LD50 time 

22094 

405 30465 付与されたエネルギ

ー 

放射線の照射を受けた系のある体積が吸収したエ
ネルギー。記号 

旿 R1−R2+ 匀儀

 ここで,R1は入射する放射エネルギー,すなわ
ちこの体積に入ってきたすべての荷電粒子及び非
荷電電離粒子のエネルギーの総和。静止エネルギ
ーを含む。R2は出てゆく放射エネルギー,すなわ
ちこの体積から出て行くすべての荷電粒子及び非
荷電電離粒子のエネルギーの総和。静止エネルギ
ーを含む。

漰匰湏卺

弰夰礰昰湨

換における原子核及び素粒子の静止エネルギーの
変化の総和。この値の符号は,変化が減少したと
きは正に,増加したときは負とする。 

備考 付与されたエネルギーは体積内の積分

吸収線量に等しい。 

energy imparted (to 

matter in a volume) 

22095 

 

30466 付与された平均エネ

ルギー 

体積内の物質に付与されたエネルギーの期待値。 
記号 攀

mean energy imparted 

(to matter in a 
volume) 

22096 

671 30458 線エネルギー付与 

荷電粒子が物質を通過する際,その径路に沿って
単位長さ当たりに物質に付与するエネルギー。 
略号 LET,記号L⊿次の式で表される。 

dl

dE

L

 

 ここで,dEは荷電粒子が物質内の径路dlを移動
する間に電子と衝突し,ある選ばれた値⊿以下の
エネルギー付与を行うエネルギー損失である。 

備考1. ⊿は普通電子ボルトで表す。例えば,

L100はカットオフエネルギー100eVの
場合の線エネルギー付与である。 

2. L∞=Scol(Scolは衝突阻止能) 

linear energy transfer 

22097 

673  

線エネルギー付与係
数 

非荷電粒子が通過する物質の厚さを,長さで表し
たときのエネルギー転移係数。 

linear energy-transfer 

coefficient 

22098 

 

 

ポテンシャルアルフ
ァ濃度 

単位体積の空気中に存在する放射性核種とその娘
核種の完全な放射性壊変によって放出される

子のエネルギーの総和。 

potential alpha energy 

concentration 

22099 

 

30424 潜在エネルギー 

 (放射性エアロゾル
の) 

放射性エアロゾルに含まれる放射性物質の壊変生
成物が,安定核種になるまでに放出する全エネル
ギーを,このエアロゾルの単位体積当たりの値と
して表したもの。 

latent energy (of a 

radioactive aerosol) 

22100 

 

 

ポテンシャルアルフ
ァエネルギー 

ラドン娘核種及びトロン娘核種がその壊変鎖列
[ただし,ラドン222の娘核種は鉛210までとし,
鉛210自身は含めない。またラドン220の娘核種
は鉛208(安定)は含めない。]にわたって放出す
る全

のエネルギー。 

potential alpha energy 


68 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

22101 

231  

管理区域 

従業員の個人被ばくが管理され,適切な放射線防
護規則の知識をもち,これら規則の適用に責任を
もつ人によって監督されている場所。 

controlled area 

22102 1284  

非管理区域 

放射線防護に関する管理が行われない場所。 

備考1. 規制上,この区域への放射性物質の導

入や,この区域での放射線取扱い作業
は禁止される。 

2. 我が国の法規では,このような区分は

ない。 

uncontrolled area 

22103 

 

 

監視区域 

作業区域の放射線管理上の区分であって,その外
側では当該区域の線量当量限度を超えるおそれが
ない。 

備考1. ICRPでは,その線量当量限度の1/10

と定めている。 

2. 我が国の法令では管理区域の周辺に

設定される同様な区域を“周辺監視区
域”と呼ぶ。 

supervised area 

22104 

426  

非居住区域 

原子力施設,又はその他の放射線源の周辺に設定
される区域であって,原則として一般公衆の居住
が認められない区域。 

exclusion area 

22105 

 

 

放射線モニタリング 

放射線又は放射性物質による被ばくを管理するた
めに行われる放射線又は放射能の計測及びその結
果の評価。 

radiation monitoring 

22106 

878  

個人モニタリング 

個人を対象とする放射線モニタリング。 

personal monitoring 

22107 

 

 

エリアモニタリング 

地域,作業場所を対象とする放射線モニタリング。 area monitoring 

22108 

 

 

空気力学的放射能中
央径 

放射性エアロゾル粒子の集団を,粒子を空気力学
的径の大きさの順に並べたとき,積算放射能が全
放射能の50%になる大きさの粒子の直径。記号 
AMAD 

activity median 

aerodynamic 
diameter 

22109 

 

 

空気力学的径 

あるエアロゾル粒子と空気中における終末沈降速
度が等しい単位密度の球の直径。 

aerodynamic diameter 

22110 

974  

放射性降下物 

核爆発などによって生じた放射性の空中浮遊物質
が地表に降下したもの。 

radioactive fallout 

22111 

 

 

レインアウト 

雨滴の生成時に取り込まれた放射性降下物。 

rainout 

22112 

 

 

ウォッシュアウト 

大気中を落下する雨滴に取り込まれた放射性降下
物。 

washout 

22113 

 

 

地表沈着 

大気中の放射性物質が重力その他の作用によっ
て,地表に降下,付着すること。 

surface deposition 

22114 

 

 

行為 

被ばくの原因となる放射線源の増加,又は被ばく
径路の増加若しくは変更によって,被ばくの可能
性や被ばくする人数を増やす人間の行動。 

practice 

22115 

 

 

介入 

事故などのように管理下にない放射線源による被
ばくの可能性を低減又は回避するためのあらゆる
行動。 

intervention 

22116 

 

 

対策レベル 

緊急時の被ばく又は慢性被ばくの場合の線量率又
は放射能濃度に対する値であって,その値を超え
ると防護措置又は救済措置を実施することが望ま
れる。 

action level 


69 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

22117 

 

 

介入レベル 

緊急時の被ばく又は慢性被ばくの場合の回避線量
の値であって,その値を超えると特別な防護措置
又は救済措置が実施される。 

intervention level 

22118 

 

 

調査レベル 

等価線量,摂取量,又は汚染の濃度を表す値で,
その値を超えると調査が実施される。 

investigation level 

22119 

 

 

記録レベル 

従業員における線量,又は摂取について設定され
る値で,その値を超えたときは,従業員の個人別
被ばく記録に線量,被ばく量又は摂取量が記入さ
れる。 

recording level 

22120 

 

 

参考レベル 

対策レベル,介入レベル,調査レベル又は記録レ
ベルのこと。これらのレベルは放射線防護の実施
の中で決められる量のすべてについて確定するこ
とができる。 

reference level 

22121 

 

 

防護措置 

公衆が慢性被ばく又は緊急時に被ばくを受けるよ
うな状況の下で,公衆の構成員に対する被ばくの
低減又は被ばくを避けるために介入すること。 

protective action 

22122 

 

 

救済措置 

慢性被ばくに対する介入で,対策レベルを超えた
場合,線量を低下させるためにとる対策。 

remedial action 

22123 

309  

損害(集団に対する) 被ばくがもたらす損害に対し,それぞれの有害な

影響の確率とともに,その影響の重篤度などを考
慮して得られる数学的期待値のこと。 

備考 これらの有害な影響には,健康に対する

ものと,そうでないものとの両者があ
る。 

detriment (in a 

population) 

22124 

 

310 

損害(健康への) 

P人からなる集団が受ける健康に対する損害Gは 

i

i

ig

P

P

G

 

で表される。ここで,Piは影響iを受ける確率,gi
は影響の重篤度を表す重みである。 

detriment (to health) 

4. 放射線安全取扱技術 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

23001 

970 30228 [放射性]汚染 

材料又は場所,例えば体外や体内,衣服又は作業
所などに存在する望ましくない放射性物質,若し
くはこのような物質が存在すること。 

[radioactive] 

contamination 

23002 

 

 

[放射性]表面汚染 

人体又は物体の表面の放射性汚染。 

radioactive surface 

contamination 

23003 

 

 

表面[汚染]密度 

人体又は物体の表面汚染について,単位面積当た
りの放射能。 

surface concentration 

of contamination 

23004 

 

 

表面密度限度 

放射線施設内の人が常時立ち入る場所における表
面汚染密度の限度。 

surface concentration 

limit 

23005 

 

 

固定性汚染 

除去しにくい汚染。 

fixed [surface] 

contamination 

23006 

 

 

遊離性汚染 

除去しやすい汚染。 

loose [surface] 

contamination, 

removable [surface] 

contamination 

23007 

 

 

放射線サーベイ 

放射線又は放射性汚染に対して行う計画的な探査
又は計測。 

radiation survey 


70 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

23008 

287 30861 除染 

放射性物質によって汚染した人体,装置,施設な
どから,その放射性物質を除去すること。 

decontamination 

23009 

288 30862 除染係数 

除染処理の前後における汚染物質の量の比。略号
DF 

備考 除染係数は,特定の核種又は測定可能な

総放射能について与えることができる。 

decontamination factor 

23010 

289  

除染指数 

除染処理の前後における汚染物質の比放射能の比
の対数。 

decontamination index 

23011 

286  

除染性 

与えられた物質の表面に対する除染の見込み。 

decontaminability 

23012 1139  

ふきとり試験 

作業場所や物の表面の汚染を検査する方法で,対
象とする物の表面をろ紙などで擦り,そのろ紙の
放射能を測定することによって検査する。スミヤ
試験ともいう。 

smear test, 
wipe test 

23013 

 

 

はく(剥)離性塗料 

容易にはぎとることができる塗料。 

strippable paint 

23014 

 

 

安全ピペッタ 

ピペット用吸引用具。 

safety pipetter 

23015 

 

 

防護衣 

放射線又は放射性汚染を防ぐために着用する衣
類。 

protective clothes 

23016 

 

 

防護マスク 

呼吸によって空気中の放射性物質を体内に取り込
むことを防止するためろ過装置を取り付けたマス
ク。 

protective mask 

23017 

 

 

防護手袋 

放射性汚染又は放射線被ばくを防ぐために着用す
る手袋。 

protective glove 

23018 

564 30809 ホット 

強い放射性を意味する言葉。 

hot 

23019 

 

 

ホットエリア 

放射線や放射性物質を取り扱う施設において,放
射線レベルが高く,また,放射性物質の存在量が
多い区域。 

hot area 

23020 

 

 

コールドエリア 

放射線や放射性物質を取り扱う施設において,ホ
ットエリアを除く区域。 

cold area 

23021 

199  

コールド試験 

強い放射性物質を扱う方法,工程,装置,計装な
どにおいて,非放射性物質又は微量の放射性トレ
ーサを含む物質を用いて行う試験。コールドラン
ともいう。 

cold test 

23022 

574  

ホット試験 

放射性物質を取り扱う施設などで,実際に放射性
物質を用い,通常の作業条件及び予想される放射
能レベルの下で行う方法,工程,装置及び計装に
関する試験。ホットランともいう。 

hot testing, 
hot run 

23023 

 

 

セル 
(放射性物質取扱い
の) 

放射性物質の取扱いや保管のため,十分な遮へい
を施した部屋。 

cell 

23024 

566  

ホットセル 

強放射性物質用に十分な遮へいを施した囲い。遮
へいセルともいう。 

備考 ホットセルは,放射性物質の保管や,遠

隔操作による取扱いのために使用する
ことができる。 

hot cell, 
shielded cell 

23025 

161  

ホットケーブ 

強放射性物質用に十分な遮へいを施した部屋。 

[hot] cave 

23026 

 

 

トング 

放射性物質を取り扱うための遠隔操作器具の一
種。 

tongs 

23027 

704  

マニピュレータ 

放射性物質の遠隔操作に使用する手動の機械装置
又は電気機械装置。 

manipulator 


71 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

23028 

537  

グローブボックス 

放射性物質や毒性のある物質を隔離した状態のま
ま,目視しながら取り扱えるように,窓や手袋を
取り付けた気密性の箱型の囲い。 

glove box 

23029 1116 30724 遮へい 

1. ある領域に入射する放射線の粒子束密度を減

らすこと (shield)。 

2. 遮へいの目的に使用する物体又は構造物 

(shield) 若しくは物質 (shielding material)。それ
ぞれ遮へい体,若しくは遮へい材ともいう。 

1. shielding, 

shield  

2. shielding material 

23030 

 

 

鉛当量 

同一照射条件において,問題にしている物質と等
しい遮へい能力をもつ鉛の厚さ。 

lead equivalent 

23031 1112  

シャドウ・シールド 

放射線源を囲い込まず,問題の方向へ出る放射線
に対して自由通過させないように配置した遮へ
い。 

shadow shield 

23032 

 

 

防護つい立 

放射線を遮へいするために鉛板,鋼板,ガラス板,
アクリル板などを用いたつい立。 

protective screen 

23033 

 

 

防護壁 

放射線を遮へいするため,コンクリート,重コン
クリートなどで作られた壁,又は鉛や鋼板で内張
りされた壁。 

protective barrier 

23034 1118  

遮へい窓 

生体遮へいの透明な部分で,耐放射線ガラスなど
がはめ込まれているところ。 

shielding window 

23035 

 

 

遮へい容器 

放射性物質を収納する容器であって,遮へい効果
をもつもの。 

shielding container 

23036 

159 30817 キャスク 

放射性物質の貯蔵又は輸送に用いるため遮へいを
施した容器。 

cask, 
conffin, 
flask 

23037 

 

 

重コンクリート 

放射線に対する遮へい性能を高めるために,重晶
石,磁鉄鋼などの比重の高い骨材を配合したコン
クリート。 

heavy concrete 

23038 

72  

重晶石コンクリート 

重コンクリートの一種。遮へい特性を改善するた
めに,重晶石(高密度のバリウム鉱石)を添加し
たもの。 

barytes concrete 

23039 

 

 

鉛ガラス 

放射線を遮へいするための鉛を含む耐放射線ガラ
ス。 

lead glass 

23040 

 

 

鉛ブロック 

放射線の遮へいに使われるブロック状の鉛。れん
が状のものは,鉛れんがと呼ばれる。 

lead block 

23041 1000  

耐放射線性 

放射線の作用を受ける物質が,元の性能をもち続
ける能力。 

radioresistance 

23042 

 

 

耐放射線ガラス 

放射線照射による着色を防ぐためにセリウムなど
を配合したガラス。 

non-browning glass 

23043 

 

 

インターロック 

原子炉,放射線施設,加速器,照射器などで,安
全確保のための条件が満たされない場合は作動し
ないよう設計された体系,及びそのための装置。 

interlock 

23044 

663 30750 漏えい 

遮へい,とくにその孔や割れ目を通して放射線が
もれること。 

leakage 

23045 

664  

漏えい放射線 

放射線源から出た放射線のうち,有効に利用され
るビーム以外の放射線。 

leakage radiation 


72 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

23046 1132 30729 スカイシャイン 

放射線源から出た放射線のうち,屋根や天井を通
り抜け大気によって散乱し,問題の場所に到達す
るもの。 

備考1. この用語の典型的使用は,放射線が遮

へい壁を越えて散乱してくる場合で
ある。 

2. 大気以外に,近くにある構造物によっ

て散乱してくる放射線も含める場合
がある。 

skyshine 

23047 

 

 

放射性排出物 

管理された状況で環境中に放出される液体状,気
体状又はエアロゾル状の放射性廃棄物。 

radioactive effluent 

23048 

232  

放射性排出物の管理
処分 

運転中の原子力施設などから,規制限度内で行わ
れる放射性排出物の大気又は水中への放出。 

controlled disposal of 

radioactive effluents 

23049 1305  

廃水 

原子力施設,又は放射性廃棄物処理施設から出さ
れる液体で,その放射能が放出基準によって許さ
れるほど低いもの。 

waste waters 

23050 

427  

排気除染システム 

原子力施設などの管理区域から排出される空気に
含まれる放射性物質を分離する装置。 

exhaust air 

decontamination 
system 

23051 

240  

[放射能]冷却 

放射性壊変によって放射能が自然に減少するこ
と,又は自然な減少を待つこと。 

cooling 

23052 

292  

遅延システム 

放射線物質の通過を遅らせるために設計された部
品又は系。この系を通過している間に放射性物質
の放射能が減衰する。 

delay system 

23053 

293  

遅延タンク 

放射能が減衰するのを待つため,放射性流体を一
時的に収容しておくタンク。 

delay tank 

 

5. 輸送 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

24001 

 

 

輸送容器 

放射性物質を収納する容器であって,輸送上必要
な構成要素(密封容器,放射線遮へい体,衝撃吸
収材,断熱材など)をもつもの。 

packaging 

24002 1122  

輸送キャスク 

放射性物質を輸送するために用いられる再使用可
能な遮へい容器。 

shipping cask 

24003 

 

 

[放射性]輸送物 

放射性物質を輸送するため,容器に収納,又は包
装したもの。収納される放射性物質の種類と放射
能,散逸性の程度,輸送条件などによる区分があ
る。 

[radioactive] package 

24004 

 

 

オーバーパック 
(輸送の) 

単独の荷送人が,輸送物を箱,袋などによって一
つの取扱い単位としてまとめたもの。 

overpack 

24005 

 

 

特別形放射性物質 

散逸しにくい固体状放射性物質,又は放射性物質
を密封したカプセルであって,外形寸法及び散逸
性に対する輸送上の条件を満たすもの。 

special form 

radioactive material 

24006 

 

 

低散逸性放射性物質 

散逸しにくい固体状放射性物質,又は粉末以外の
放射性物質を密封したカプセルであって,散逸性
について特別形放射性物質より厳しい条件を満た
し,さらに遮へい体をもたない場合の線量当量率
が所定の値以下であるもの。略号 LDM 

備考 2001年に我が国の法令に導入予定。 

low dispersible 

material 


73 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

24007 

 

 

低比放射性物質 

放射能がA2値の100倍以下で,平均比放射能が1g
当たりA2値の10 000倍を超えない放射性物質。容
器に収納した場合でも,その遮へい効果を考慮せ
ずに,物質の表面から3mの場所における線量当量
率が10mSv/h以下であるもの。略号 LSA 

low specific activity 

material 

24008 

 

 

表面汚染物 

表面に放射性物質が付着している非放射性固形
物。付着した放射性物質の放射能が制限値を超え
ず,容器に収納した場合でも,その遮へい効果を
考慮せずに,汚染物自体の表面から3mの場所にお
ける線量当量率が10mSv/h以下であるもの。略号 
SCO 

surface contaminated 

object 

24009 

 

 

A1値 

特別形放射性物質を収納する輸送物を区分するた
め,核種ごとに定められた放射能の値。 

A1 value 

24010 

 

 

A2値 

特別形放射性物質以外のものを収納する輸送物を
区分するため,核種ごとに定められた放射能の値。 

A2 value 

24011 

469  

核分裂性クラス 

予想されるすべての輸送状況のもとで,臨界事故
を防ぐため,核分裂可能物質の輸送容器の囲い方,
輸送物の管理と輸送に対する安全上の区分。 

fissile class 

24012 

 

 

核燃料輸送物 

ウラン,トリウム,プルトニウムなどの核燃料物
質を収納した輸送物。 

fuel package 

24013 

 

 

核分裂性輸送物 

核燃料輸送物のうち,定められた量以上の核分裂
性物質を収納したもの。 

fissile package 

24014 

 

 

L型輸送物 

収納する放射性物質の放射能がA1又はA2値より
十分低い輸送物であって,また,最大表面線量当
量率が5

洀匀瘀一桎

下である輸送物。 

Type L package 

24015 

 

 

IP型輸送物 

低比放射性物質,又は表面汚染物を収納した輸送
物。比放射能,又は放射能面密度の程度によって
さらに区分される。 

Type IP package 

24016 

 

 

A型輸送物 

収納する放射性物質の放射能が定められた値(A1
又はA2値)以下である輸送物。ただし,L型輸送
物は含まない。 

Type A Package 

24017 

 

 

B型輸送物 

収納する放射性物質の放射能が定められた値(A1
又はA2値)を超える輸送物。冷却・換気の必要の
有無によって,さらに区分される。 

Type B package 

24018 

 

 

C型輸送物 

特に多量の放射性物質を,航空機で輸送するため
に設けられた輸送上の区分。 

備考 2001年に我が国の法令に導入予定。 

Type C package 

24019 1270  

輸送指数 

放射性輸送物,オーバーパック,貨物コンテナな
どに対し放射線安全上定められる数値。その表面
から1m離れた場所での線量当量率をもとに決め
られる。略号 TI 

備考 核分裂性輸送物については,さらに臨界

安全性を考慮して輸送指数が決められ
る。 

transport index 

24020 

 

 

臨界安全指数 

核分裂性輸送物(オーバーパック又は貨物コンテ
ナを含む)に対して,臨界安全上定められる数値。
略号 CSI 

備考 2001年に我が国の法令に導入予定。 

critical safety index 

 


74 

Z 4001 : 1999  

IV. 放射線・放射性核種(安定核種を含む)の利用 

 

1. 加速器・放射線源・照射設備 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

25001 

 

 

イオン源 

加速器,質量分析器などにおいて,加速するため
のイオンを発生させる装置。 

ion source 

25002 

173  

荷電交換 

正イオンが分子(又は原子)と衝突して,電子を
捕獲し,分子(又は原子)を正イオンに変える現
象。 

charge exchange 

25003 

 

 

衝撃 

加速された粒子又は光子のビームを物質に当てる
こと。 

bombardment 

25004 

 

30279 照射野 

コリメータなどによって広がりを制限された放射
線ビームの断面。被照射体における放射線の入射
面,又は被照射体内の目的の場所におけるビーム
の広がりをさす。 

irradiation field 

25005 

 

30489 照射量 

単位面積当たりに入射する全放射エネルギー。 

radiant exposure 

25006 1086  

散乱箱 

核反応や散乱の実験を行うための真空箱。 

scattering chamber 

25007 

 

 

ターゲット 

核反応を起こさせるか,又はX線などを発生させ
る目的で,衝撃又は照射されるもの。 

target 

25008 

 

30205 ビーム 

実用上単一とみなせる方向への電磁放射線又は粒
子の流れであって,限定された大きさの断面をも
つもの。 

beam 

25009 

 

 

ビームプロファイル 

放射線ビームの断面において,位置の関数として
表された放射線の強度。 

beam profile 

25010 

962  

放射線純度 

与えられた(種類,エネルギー又は方向によって
特定される)放射線に対し,他の放射線が存在し
ない程度。 

radiation purity 

25011 

10 30859 [粒子]加速器 

荷電粒子に運動エネルギーを与える電気装置。電
離放射線を得るため,又は荷電粒子によってター
ゲットを照射するために使われる。 

備考 加えられるエネルギーは一般に0.1MeV

より大きい。 

[particle] accelerator 

25012 

394  

静電加速器 

電荷の輸送と絶縁物への蓄積によって得られた一
定の電位差から生じる電界強度を用いる加速器。 

electrostatic 

accelerator 

25013 

 

 

コッククロフト・ウォ
ルトン加速器 

整流器とコンデンサの組合せを数段重ねて直流高
電圧を発生し,荷電粒子を加速する装置。 

Cockcroft−Walton 

accelerator 

25014 

 

 

カスケード形高電圧
発生装置 

倍電圧整流によって,高電圧を発生させる装置。 cascade-type high 

voltage generator 

25015 

 

 

バンデグラフ加速器 

絶縁されたベルトで電荷を運ぶことによって直流
高電圧を作り,荷電粒子を加速する装置。 

Van de Graaff 

accelerator 

25016 

670  

直線加速器 

導波管の内部又は多数の整列したキャビティ間に
作られた高周波電界によって,荷電粒子を直線的
に加速する装置。 

備考 イオン又は電子を加速するものをそれ

ぞれイオン直線加速器又は電子直線加
速器という。線形加速器,ライナック又
はリニアックともいう。 

linear accelerator, 
linac 

25017 

182  

円型加速器 

荷電粒子が装置内の同じ通路を繰返し通過し,そ
のたびにエネルギーが増すようになっている加速
器。 

circular accelerator 


75 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

25018 

272  

繰返し型加速器 

電磁場を用いて荷電粒子を繰返し加速することに
よって,エネルギーを供給する加速器。ベータト
ロン,サイクロトロン,シンクロサイクロトロン,
シンクロトロン参照。 

備考 繰返し型加速器には,直線型と円型とが

ある。 

cyclic accelerator 

25019 

83  

ベータトロン 

電子を加速する装置の一種。電子をその運動面に
垂直な磁界の時間的変化によって円軌道に保ち,
この軌道を貫く磁束の変化に伴う電界で加速する
もの。誘導加速器 (induction accelerator) ともいう。 

betatron 

25020 

273  

サイクロトロン 

陽子や

慼鉛倰樰椰

速する装置の一種。固定磁界

と,その中に設けた電極間の高周波電界によって,
粒子は渦巻形の軌道をとりながら次第に加速す
る。 

cyclotron 

25021 1208  

シンクロサイクロト
ロン 

サイクロトロンの一種で,高速度に達した粒子の
相対論的効果を打ち消すために加速電界の周波数
を変調して,更に加速できるようにした装置。FM
サイクロトロンともいう。 

synchrocyclotron 

25022 1209  

シンクロトロン 

電子又はイオンを加速する装置の一種。加速され
る荷電粒子のエネルギーに応じて強さが時間的に
変化する磁界を用いて粒子に一定の軌道をとら
せ,その回転周期に同期した高周波電界で加速す
る。 

備考 陽子を加速するために作られたものを

陽子シンクロトロン,電子を加速するた
めのものを電子シンクロトロンと呼ぶ。 

synchrotron 

25023 

205  

ビーム衝突型加速器 

2台のシンクロトロン,又は1台のシンクロトロン
と1台の蓄積リングから構成され,それぞれから
の対応するビームが出会うようになっている加速
器。これらのビームは最も効果的な衝突を起こす
ように進路が決められている。 

colliding beam 

accelerator 

25024 

 

 

マイクロトロン 

電子の加速器の一種。電子を固定磁界中で,常に
決まった一個の空洞共振器を通るように周回さ
せ,この共振器の電界で加速するもの。 

microtron 

25025 

 

 

X線発生装置 

高圧発生用変圧器,整流器,制御器,X線管などX
線を発生させるのに必要な機器を組み合わせたも
のの総称。 

備考 一般に,高エネルギーX線発生用の電子

加速器は,X線発生装置と呼ばない。 

X-ray generator 

25026 

797 30860 中性子発生装置 

中性子を発生するための小型加速装置。重水素と
トリチウムの原子核反応を利用した装置を指すこ
とが多い。 

neutron generator 

25027 

 

 

メソンファクトリー 

高エネルギーで大電流の陽子加速器を備え,中間
子を大規模に発生させるための施設。 

meson factory 

25028 

 

 

蓄積リング 

加速粒子のエネルギーを変えることなく,長時間
回し続けるよう設計されたもの。 

storage ring 

25029 

 

 

フォトンファクトリ
ー 

放射光を大規模に発生させるための施設。高エネ
ルギー電子加速器及び蓄積リングからなる。 

photon factory 


76 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

25030 

 

 

放射光 

電子シンクロトロンなどで加速された電子から,
軌道の接線方向に放射される電磁波。シンクロト
ロン放射ともいう。 

synchrotron radiation 

25031 

 

 

照射装置 

放射線照射の目的で用いられる装置。放射線源と
しては放射性物質や加速器を用いる。 

irradiation equipment 

25032 

 

 

照射器 

照射装置のうち比較的小型のものを指す。 

irradiator 

25033 

 

 

線源容器 

1. 放射性線源を収納し,保管,貯蔵,輸送など

に用いる容器。 

2. 照射器などにおいて,放射性線源を収納し,

必要に応じて所定の方向に放射線を放出する
機構を備えた容器。 

[sealed] source 

container 

25034 

 

 

線源窓 

密封線源から特定の方向に放射線が出るようにし
てある線源カプセルの部分。 

source window 

25035 

 

 

照射窓(線源容器の) 放射線を照射するための線源容器の開口部で,通

常,保護用の膜又は板が設けられている。 

window (of source 

container) 

25036 

 

 

照射口 

照射器などから放射線を取り出すために設けられ
た孔。 

irradiation hole 

25037 

 

 

シャッタ 

線源容器や照射口やビーム孔をふさぐために用い
られる可動式遮へい。 

shutter 

25038 

983 30273 放射能標準 

性質及び任意の時点における放射能が知られてお
り,かつ基準として使われる放射性線源。 

radioactivity standard, 
radioactive standard 

25039 

964 30223 [放射]線源 

電離放射線を放出するか,又は放出することので
きる装置若しくは物質。 

radiation source 

25040 

979 30271 放射[性]線源 

電離放射線源として使うことを意図した放射性物
質。 

備考 あるレベル以上の放射能又は比放射能

をもつ放射性物質。 

radioactive source, 
radionuclide source 

25041 1094 30272 密封線源 

放射性物質の散逸及び他の物質との接触を避ける
ため,カプセルに密閉するかカバーを接着した放
射性線源。 

sealed source 

25042 1289  

非密封線源 

密封されていないか,又は密封性能が不十分な放
射性線源。 

unsealed source 

25043 

 

30276 ダミー線源 

放射性物質の代わりに,非放射性物質を用いる密
封線源の模擬物で,質量や物理化学的性質を密封
線源に可能な限り近づけたもの。 

dummy sealed source 

25044 

 

 

シミュレーション線
源 

実物の密封線源と物質も構造も同じカプセルに微
量の放射性物質(物理的及び化学的性質が実物に
できるだけ類似したもの)を封入した試験用の類
似線源。 

simurated sealed 

source 

25045 

 

30493 飽和層厚(均一放射性

線源物質の) 

放射性線源である均一な物質において,特定の放
出粒子の最大飛程に等しい物質の厚さ。 

saturation layer 

thickness (of a 
source constructed 
of a homogeneous 
radioactive material) 

25046 

 

 

線源カプセル 

密封線源において,放射性物質の散逸を防ぐため
の容器又は被膜。 

source capsule 

25047 

 

30275 放射線源のバッキン

グ 

放射性線源として使用するため,放射性物質を付
着させるもの。 

radioactive source 

backing 

25048 

661  

漏えい(洩)試験(密
封線源の) 

密封線源から周辺環境への放射性物質の漏えいの
有無を調べ,又は漏えいの割合を測定すること。 

leak test (of sealed 

source) 


77 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

25049 

 

 

慽 源 

慽 を放出する放射性線源。 

alpha-ray source 

25050 

 

 

扽 源 

扽 を放出する放射性線源。 

beta-ray source 

25051 

 

 

源 

を放出する放射性線源。 

gamma-ray source 

25052 

 

 

X線源 

X線発生装置及びX線を放出する放射性線源。 

X-ray source 

25053 

 

 

制動放射線源 

加速器からの電子線,又は

をターゲットに当て

てX線を放出させる放射性線源。 

bremsstrahlung source 

25054 

 

 

陽電子線源 

陽電子を放出する放射性線源。 

positron source 

25055 

804  

中性子源 

中性子を放出するか,又は放出することのできる
装置又は物質。 

neutron source 

25056 

 

 

点線源 

ジオメトリーから点と見なされる放射性線源。 

point source 

25057 

 

 

線[状]線源 

放射性物質が極めて細長い形状をした放射性線
源。 

line source 

25058 

 

 

面線源 

放射性物質が平面状に広がっている放射性線源。 surface source 

25059 

 

 

体積線源 

放射性物質が一定の体積内に分布している放射性
線源。容積線源ともいう。 

volume source 

25060 

 

 

放射[能]面 

面線源において,放射性物質が実際に固定されて
いる領域。 

active area 

25061 

 

30274 放出面(放射線源の) 利用放射線が出てくる線源表面の部分。 

emitting surface (of a 

radiation source) 

25062 1147  

線源密度 

単位時間,単位体積当たりに作り出される,特定
のエネルギーと方向をもつ特定の粒子の数。 

source density 

25063 

400  

放出率 

放射線性源が単位時間当たりに放出する粒子数
で,特定のエネルギーをもつ特定の粒子について
定められる。 

emission rate 

25064 

 

30492 面放出率(線源の) 

単位時間当たりに線源表面又は線源窓から放出さ
れる粒子数で,ある値以上のエネルギーをもつ特
定の粒子について定められる。 

surface emission rate 

(of a source) 

25065 

 

30494 線源効率 

ある粒子の面放出率を,線源層から単位時間当た
りに放出又は生成する同じ種類の粒子数で割った
値と,同じく飽和層からの粒子数で割った値の,
どちらか大きい方。 

source efficiency 

25066 1102 30728 自己遮へい 

1. 外部からきた放射線が物体の表層の部分で吸

収されるため,内部における放射線の量が減
少すること。 

2. 放射線を出す物質自身による放射線の吸収。 

self-shielding 

25067 1103  

自己遮へい係数 

自己遮へいによって放射線の量が減少する程度を
表す係数。 

self-shielding factor 

25068 1099  

自己吸収 

放射線を出す物質自身による放射線の吸収。 

self-absorption 

25069 1100  

自己吸収係数 

自己吸収によって放射線の量が減少する程度を表
す係数。線源効率ともいう。 

self-absorption factor 

 

2. 安定核種・放射性核種の分離・製造 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

26001 

 

 

ジラード・チャルマー
ズ反応 

核変換に伴う生成核種の反跳効果によって起こる
化学反応。 

Szilard−Chalmers 

reaction 

26002 

 

 

放射化学分離 

放射性核種を化学的方法によって,マトリックス
材又は他の放射性核種から分離すること。 

radiochemical 

separation 

26003 

 

 

無担体分離 

放射性核種を分離する際,その安定同位体を加え
ることなしに分離すること。 

carrier-free separation 


78 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

26004 

 

 

同位体担体 

放射性核種の処理に当たって加える担体が,その
放射性核種と同一の元素であるもの。 

isotopic carrier 

26005 

 

 

非同位体担体 

放射性核種の処理に当たって加える担体が,その
放射性核種と異なる元素であるもの。 

non-isotopic carrier 

26006 

 

 

直接標識法 

核反応によって生成したホットアトムで標識する
方法。放射合成法,反跳合成法ともいう。 

direct synthesis, 
radiosynthesis, 
recoil synthesis 

26007 

 

 

放射化学収率 

放射性物質の化学的分離の際,特定の放射性核種
について,放射能の測定によって得られる化学的
収率。 

radiochemical yield 

26008 

654 
655 

 

標識化合物 

化合物中の特定の原子を,その元素の安定同位体
又は放射性同位体で置き換えることによって,そ
の化合物を識別しやすくしたり,トレーサとして
用いることができるようにしたもの。 

備考 分子単体についても同様な操作を行う

ことができる。 (labeled molecule, tagged 
molecule) 

labeled compound, 
tagged compound 

26009 

 

 

自己放射線分解 

標識化合物が自身の放出する放射線によって分解
する現象。 

self-radiolysis 

26010 

 

 

共沈 

溶液から沈殿ができるとき,溶解度からは沈殿し
ないはずのイオンが他の沈殿物に混じって沈殿す
る現象。 

coprecipitation 

 

3. 放射性核種の化学への利用(分析・トレーサ) 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

27001 

 

40210 ラジオクロマトグラ

フィー 

放射能の測定を検出の手段とする放射性物質のク
ロマトグラフィー。移動相に気体か又は液体を使
用するとき,それぞれラジオガスクロマトグラフ
ィー又はラジオ液体クロマトグラフィーと呼ぶ。 

radio-chromatography 

27002 

17  

放射化分析 

照射によって作られる放射性核種が放出する特徴
的な放射線の同定と測定に基づく分析法。 

activation analysis 

27003 

 

 

中性子放射化分析 

中性子照射を利用する放射化分析。 

neutron activation 

analysis 

27004 

 

 

機器放射化分析 

測定機器を利用し,物理的測定だけによって行う
放射化分析。 

instrumental activation 

analysis 

27005 

 

 

放射化学分析 

試料中のある成分がもつ放射能の測定によって行
う化学分析法。 

radiochemical analysis 

27006 

 

 

放射能利用分析 

放射性核種のもつ放射能を利用して行う化学分析
法。 

radioanalytical method 

27007 

993  

放射分析 

放射性試薬と試料との反応において生成する物質
の放射能測定に基づく定量化学分析。 

radiometric analysis 

27008 

 

 

放射性試薬 

放射性核種で標識した試薬。 

radioactive reagent 

27009 

 

 

放射滴定 

試料溶液に放射性指示薬を加え,又は試薬に放射
性同位体を加えて試料に滴加し,放射能測定によ
って終点を判別する容量分析法。 

radiometric titration 

27010 

 

 

同位体希釈分析 

元素分析の際,その元素の同位体の既知量を試料
に添加し,それによる同位体存在度の変化(例え
ば,比放射能の変化)から元素を定量する方法。
同位体希釈法ともいう。 

isotope dilution 

analysis 


79 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

27011 

 

 

直接希釈法 

同位体希釈分析の一種で,非放射性の試料に,比
放射能が既知の標識化合物の一定量を加え,比放
射能の変化を測定することによって定量する方
法。直接希釈分析ともいう。 

direct dilution method 

27012 

 

 

逆希釈法 

同位体希釈分析の一種であって,比放射能が既知
の放射性試料に一定量の安定同位体からなる化合
物を加えて比放射能の変化を測定することによっ
て定量する分析法。 

reverse dilution 

method 

27013 

 

 

二重希釈法 

逆希釈法において,試料の比放射能が未知の場合,
安定同位体からなる化合物の添加量を変えて逆希
釈法の操作を二度行うことによって定量する分析
法。 

double dilution method 

27014 

 

 

アイソトープ誘導体
法 

同位体希釈分析の一種であって,非放射性化合物
に放射性試薬を加えて放射性誘導体を作り,逆希
釈法の原理を利用して非放射性化合物を定量する
分析法。 

isotope derivative 

method 

27015 

 

 

不足当量[希釈]法 

定量すべき物質に放射性同位体の既知量を加え,
一定不足量の試薬を用いて分離を行い,放射能測
定によって定量する分析法。 

substoichiometric 

isotope dilution 
method 

27016 

 

 

同位体交換法 

放射化学分析の一種であって,試料と試薬との間
の同位体交換反応を利用するもの。 

isotope exchange 

method 

27017 

 

 

直接同位体交換法 

同位体交換法の一種であって,試料が非放射性で,
試薬が放射性のもの。 

direct isotope exchange 

method 

27018 

655 

1261 

 

トレーサ 

独自の性質によって識別できる物質で,その少量
を他の物質又は物体の分布や挙動を知るために,
加えたり取り付けて目印とするもの。 

備考 トレーサが添加されたことを“標識され

た (tagged, labelled)”という。 

tracer 

27019 

643  

同位体トレーサ 

対象とする元素と同じ元素で,同位体組成の異な
るトレーサ。 

isotopic tracer 

27020 

980 30240 放射性トレーサ 

放射能を指標とするトレーサ。 

radioactive tracer, 
radiotracer, 
radioactive indicator 

27021 1175  

安定同位体トレーサ 

安定同位体を使用する非放射性のトレーサ。 

stable [isotope] tracer 

27022 

811  

非同位体トレーサ 

対象とする物質の元素と異なる元素の1種以上の
核種を使うトレーサ。 

nonisotopic tracer 

27023 

 

 

アクチバブルトレー
サ 

非放射性の物質をトレーサとして試料に加えた後
に放射化して,その放射能を測定することによっ
て挙動を追跡するもの。 

activable tracer 

27024 

 

 

X線回折法 

結晶格子によるX線の回折現象を利用して結晶構
造や化合物の構造の決定を行う方法。 

X-ray diffraction 

analysis 

27025 

 

 

蛍光X線分析 

試料にX線を照射し,発生する特性X線の波長(又
はエネルギー)と強度を測定することに基づく元
素分析法。 

fluorescent X-ray 

analysis 

27026 

 

 

イオンビームアナリ
シス 

粒子励起X線分析法,ラザフォード後方散乱法な
ど,加速したイオンを使用する元素や核種の分析
技術の総称。 

ion beam analysis 

27027 

 

 

粒子励起X線分析法 試料に加速された陽子や

慼鉛倰樰椰鉱杜а埿

発生

する特性X線の波長(又はエネルギー)と強度を
測定することに基づく元素分析法。 

particle induced X-ray 

emission analysis, 

PIXE analysis 


80 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

27028 

 

 

ラザフォード後方散
乱法 

原子核のクーロン場による荷電粒子のラザフォー
ド散乱を利用するもので,入射ビームに対し後方
に散乱する粒子のスペクトル測定から,試料を構
成する物質の核種を分析する方法。略語 RBS 

Rutherford 

backscattering 
spectrometry 

27029 

764 30327 メスバウアー効果 

原子核から反跳を伴わずに放出された

が同じ

核種の原子核によって共鳴吸収される現象。 

備考1. この現象は最小フォノン損失及び光

電効果又は内部転換過程との競合が
最低という条件のもとで,原則的に
150keV以下のエネルギーの

で達成

する。 

2. この現象は,例えば,励起準位の核ス

ピン,金属化合物や金属の内部磁場,
化学的環境下での電子密度の測定に,
広く応用されている。 

Mossbauer effect 

27030 

 

 

メスバウアー分光法 

メスバウアースペクトルの共鳴吸収ピークの位置
や半値全幅などを測定し,物質の構造を知る方法。 

Mossbauer 

spectroscopy 

27031 

 

 

メスバウアースペク
トル 

メスバウアー効果の測定において,線源と吸収体
との相対速度に対する

の吸収率を示したもの。 

Mossbauer spectrum 

27032 

 

30347 核磁気共鳴 

強い静磁界内におかれた物質の構成原子の核スピ
ンと高周波磁界との共鳴を利用して,希釈された
物質中の分子を同定するのに用いる現象。略号 
NMR 

nuclear magnetic 

resonance 

27033 

971  

[放射能]年代測定 

物質中に存在する長寿命の自然放射性核種及びそ
の壊変生成物の量から年代決定を行うこと。 

radioactive dating 

27034 

 

 

[放射性]炭素年代測
定 

物質中に存在する放射性の炭素−14の量によって
年代決定を行うこと。炭素14年代測定ともいう。 

[radio-] carbon dating 

27035 

 

 

ルビジウム−ストロ
ンチウム年代測定 

鉱物などに含まれるルビジウム−87とその壊変生
成物ストロンチウム−87の量によって年代決定を
行うこと。 

rubidium-strontium 

dating 

27036 

 

 

カリウム−アルゴン
年代測定 

鉱物などに含まれるカリウムとアルゴン−40の量
によって年代決定を行うこと。 

potassium-argon dating 

27037 

 

 

熱ルミネセンス年代
測定 

セラミックに含まれる石英などの熱ルミネセンス
を測定し,考古学的遺物などの年代決定を行うこ
と。 

thermoluminescence 

dating 

27038 

 

 

フイッショントラッ
ク年代測定 

ウランを含むガラス状物質に残された自発核分裂
による飛跡の量によって年代決定を行うこと。 

fission trackdating 

 

4. 化学以外の分野への利用 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

28001 

 

 

自発光塗料 

りん光を発する物質を主原料とする塗料に放射性
物質を加え自ら発光するもの。夜光塗料ともいう。 

selfluminous paint 

28002 

 

 

アイソトープ熱源 

放射性核種から放出される

を吸収し,そ

のエネルギーを熱に変換する装置。 

radioisotopic heat 

source 


81 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

28003 

642  

原子力電池 

放射性核種から放出される放射線のエネルギーを
直接又は間接に電気に変換する装置。荷電粒子を
電極に直接集め電位差を作り出す方法や,熱電子
変換又は熱電気変換によって,放射性壊変によっ
て生じる熱を電流に変換する方法がある。アイソ
トープ電池ともいう。原子力電池,アイトソープ
電池ともいう。 

nuclear battery, 
isotope power 

generator 

28004 1232  

熱電子変換 

熱陰極と冷陽極の間の電子放射によって,熱エネ
ルギーから電気エネルギーへ直接変換する方法。 

thermionic conversion 

28005 1233  

熱電気変換 

熱電対を使って熱エネルギーから電気エネルギー
へ直接変換する方法。 

thermoelectric 

conversion 

28006 

 

 

放射能探査 

自然放射能や人工放射線を利用して地質構造や地
下資源を調べること。 

radioactive 

prospecting, 

radioactive exploration 

28007 

 

 

層 

地質調査のためのボーリング孔に

源と測定器

からなる検層計を入れ,

の後方散乱の強度から

地盤の密度を測定する検層法。 

gamma-gamma 

logging 

28008 

 

 

n-

層 

中性子源と

スペクトロメータを組み合わせた

検層計を用い,地中の元素による中性子捕獲の際
に放出される捕獲

や放射化された元素から放

出される

のスペクトルを測定して行う検層法。 

neutron-gamma 

logging 

28009 

989  

ラジオグラフ 

物体との相互作用,又は物体自身から放出される
電離放射線によって作られた物体の像。 

備考 様々な技術によって,この像を永久に残

しておくことも,一時的に記録すること
もできる。 

radiograph 

28010 

 

 

ラジオグラフィー 

放射線の透過の際の減衰が,物体の厚さ,材質に
よって異なることを利用し,物体の像を写真フィ
ルムに記録し又は蛍光板上に示すこと。 

radiography 

28011 

734  

マイクロラジオグラ
フィー 

得られた記録画像(ラジオグラフ)を光学的に拡
大し,小さい対象又は微細な構造を調べるラジオ
グラフィー。 

microradiography 

28012 

58  

オートラジオグラフ
ィー 

写真乾板(又は乳剤層)に物体を密着させ,物体
の中にある放射性物質が出す放射線の写真を作る
こと。これによって物体に含まれる放射性物質の
分布を記録することができる。 

autoradiography 

28013 

 

 

マクロオートラジオ
グラフィー 

肉眼で観察できるオートラジオグラフィー。 

macro-autoradiography 

28014 

 

 

電顕オートラジオグ
ラフィー 

電子顕微鏡で観察できるオートラジオグラフィ
ー。 

electron-microscopic 

autoradiography 

28015 

803  

中性子オートラジオ
グラフィー 

中性子線を利用するラジオグラフィー。 

neutron radiography 

28016 

526  

ラジオグラフィー 放射性線源からの

を使うラジオグラフィー。 

gamma radiography 

28017 

 

 

非破壊検査 

対象物を破壊することなく検査する方法の総称。
放射線,超音波,電磁誘導,蛍光染料などを利用
するものがある。非破壊試験ともいう。 

non-destructive 

inspection, 

non-destructive testing 

28018 

 

 

透過試験 

を利用する非破壊検査。 

gamma-ray inspection 

28019 

 

 

X線イメージ増倍管 

X線像の輝度を増強するため,X線透視法におい
て使われる装置。X線イメージインテンシファイ
アともいう。 

X-ray image intensifier 


82 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

28020 

 

 

X線テレビジョンシ
ステム 

蛍光板やX線イメージ増倍管の可視像をテレビジ
ョン装置と組み合わせて受像するシステム。 

X-ray television 

system 

28021 

 

 

X線透過試験 

試験する物体にX線を透過させ,X線フィルムを
黒化するか,又は透視して検査する方法。 

X-ray inspection 

28022 

 

 

X線透視法 

透過X線ビームによって可視像をつくり観測する
方法。 

X-ray radiography 

28023 

 

 

直接撮影法 

被写体を透過したX線ビームによって直接,X線
フイルムを黒化させて撮影する方法。 

direct radiography 

28024 

 

 

間接撮影法 

X線によって受像面に得られた可視像をカメラで
撮影したり,受像面で得られた情報を伝送して,
画像を得る撮影法。 

indirect radiography 

28025 

 

 

パノラマ撮影 

ラジオグラフィーにおいて線源の周囲に多数の被
写体を並べ,1回の照射で多数の透過写真を得る方
法。 

panoramic radiography 

28026 

 

 

スクリーン[タイプ]
フィルム 

X線フィルムのうち,増感紙が発する蛍光に対し
相対的に高い感度をもったフィルム。 

備考 直接撮影法で使用される。 

screen type film 

28027 

 

 

ノンスクリーン[タイ
プ]フイルム 

X線フィルムのうち,放射線に対する感度を大き
くしたもので,増感紙なしに使用できるフィルム。 

備考 直接撮影法で使用される。 

nonscreen type film 

28028 

 

 

透過度計 

放射線透過写真の像質を評価するためのゲージ。
原則として被写体と同じ物質でできている。 

penetrometer 

28029 

 

 

透過度計識別度 

透過度計を用いて測定された識別度。 

penetrometer 

sensitivity 

28030 

 

 

像質 

放射線透過写真のフィルム画像の質。画質ともい
う。 

image quality 

28031 

 

 

像質計 

画質を表すために用いられるゲージ。画質計とも
いう。略号 IQI 

image quality indicator 

28032 

 

 

写真濃度 

黒化したX線フィルムの濃度。濃度Dは現像した
X線フィルムに入射した光の強さL0の,透過光の
強さLに対する比の対数で表される。すなわち 

L

L

D

0

10

log

 

photographic density 

28033 

 

 

増感紙 

X線フイルムの感度を上げるため,フイルムに密
着させて用いられる鉛はくや蛍光はく。 

intensifying screen 

28034 

 

 

鉛はく(箔)増感紙 

鉛はくを接着した増感紙。 

lead foil intensifying 

screen 

28035 

 

 

蛍光増感紙 

電磁波によって蛍光を放出する物質を塗布した板
状の増感紙。 

fluorescent 

intensifying screen 

28036 

986  

放射線結晶学 

X線,電子,中性子などの回折現象を利用し,結
晶構造の研究(特に結晶中の原子配置)や結晶物
質の確認を行う技術。 

radiocrystallography 

28037 

 

41607 放射能検層 

1) 地層内にあけられた孔の中で,地層を構成す

る岩石からの自然放射線又は誘発放射線を測
定すること。 

2) “60001 放射能検層”参照 

radioactive well 

logging 

 


83 

Z 4001 : 1999  

5. 放射線の化学・生物学的効果の利用(線源利用・照射効果) 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

29001 

 

 

イオン注入法 

加速器を用い,半導体材料などに加速された異種
原子を打ち込む方法。 

ion implantation 

technique 

29002 

 

 

反跳インプランテー
ション 

イオン注入法の一種で,加速粒子そのものでなく,
その反跳粒子を注入する方法。 

recoil implantation 

29003 

 

 

色中心 

イオン結晶を放射線照射したとき生じた電子又は
正孔が格子欠陥に捕らえられたものであって,光
の吸収を伴う。 

color center 

29004 

 

 

スパー 

放射線の通る道筋に沿ってできる初期生成物の濃
度の高い部分。 

spur 

29005 

 

 

イオン対収率 

放射線によって作られる電子とイオンの対の収
率。 

ion-pair yield 

29006 

 

 

初期収率 

放射線によって直接できる電子,イオン,ラジカ
ルなどの収率。 

initial yield 

29007 

 

 

照射効果 

物質に放射線を照射した際に起こる物理,化学,
生物学的変化の総称。 

radiation effect 

29008 

 

 

放射線合成 

放射線照射によって生成する電子,イオン,ラジ
カルなどを利用する合成法。 

radiation synthesis 

29009 

 

 

放射線架橋 

高分子を放射線照射し,分子間に新しい結合をつ
くること。橋かけともいう。 

radiation crosslinking 

29010 

 

 

パルス放射線分解
[法] 

マイクロ秒からピコ秒程度のパルス状放射線(主
に電子線)を照射し,放射線分解でできる不安定
な生成物の吸収スペクトルや反応速度を測定する
方法。 

pulse radiolysis 

29011 

 

 

フィッショントラッ
ク 

ウランなどの核分裂によって,鉱物などの中に残
された損傷。年代測定に利用される。 

fission track 

29012 

 

 

放射線プロセシング 

工業的に放射線化学反応を利用すること。 

radiation processing 

29013 

 

 

放射線重合 

放射線照射によって誘起される重合反応。 

radiation [-induced] 

polymerization 

29014 

 

 

放射線グラフト重合 

基幹となる高分子に,任意の分子を放射線照射に
よって接合する共重合反応。 

radiation graft 

polymerization 

29015 

 

 

放射線イオン重合 

放射線照射で生成する正イオン又は負イオンによ
る重合反応。 

radiation ionic 

polymerization 
computed 

29016 

 

 

放射線キュアリング 

放射線照射による重合や架橋反応を利用する材料
表面の処理・加工の方法。 

radiation curing 

29017 

 

 

ガンマフィールド 

成育中の植物に対して連続的に

照射を行う圃

場(ほじょう)。 

gamma field 

29018 

 

 

放射線育種 

放射線照射によって遺伝的素質を改良し,利用価
値を高めること。 

radiation breeding 

29019 

 

 

放射線[による]不妊
化 

害虫の雄(又は雌)に放射線を照射して生殖能力
を失わせること。 

radiation sterilization 

29020 

 

 

食品照射 

食品に放射線を照射し,発芽抑制,殺虫,殺菌な
どを行い,貯蔵期間を延長させる技術。 

food irradiation 

29021 

 

30335 放射線保蔵 

保存を目的として,食品を電離放射線にさらすこ
と。 

radiation preservation 

29022 

 

 

照射食品 

放射線照射処理を行った食品。 

irradiated food 


84 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

29023 

 

 

放射線[による]発芽
防止 

長期保存の目的で,ジャガイモ,タマネギなどに
放射線を照射して発芽を抑制すること。芽どめと
もいう。 

radiation sprout 

inhibition 

29024 

 

 

血液照射 

輸血用血液製剤中に存在するリンパ球の増殖機能
を抑えるため,製剤を放射線で照射すること。 

blood irradiation 

29025 

 

30336 放射線滅菌 

微生物の死滅を目的として,材料,物品,生物を
電離放射線にさらすこと。放射線殺菌ともいう。 

radiation sterilization, 
radiation killing 

29026 

 

 

放射線滅菌の指標菌 

放射線滅菌の程度を推定するための指標に用いる
微生物。 

indicator [micro] 

organism 
[forradiation 
sterilization]  

29027 

 

 

滅菌線量 

滅菌に必要な放射線の線量。 

sterilization dose 

 

6. 医学利用 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

30001 

 

 

マルチフォーマット
カメラ 

高解像力CRTに表示されたコンピュータ断層撮影
法やシンチグラムなどの画像を1枚のX線フィル
ム上に様々なフォーマットで記録する装置。 

multiformat camera 

30002 

 

 

シンチ[レーション]
カメラ 

シンチレーション検出器によって検体からの放射
線を計測し,放射性物質の分布を画像として記録
する装置。 

scintillation camera, 
scinticamera 

30003 

 

 

ガンマカメラ 

検体からの

を計測し,放射性物質の分布を画像

として記録する装置。 

gamma camera 

30004 

 

 

陽電子カメラ 

陽電子の消滅放射を測定し,それによって陽電子
放出核種の分布を描かせるカメラ。同時計数法を
用いることが多い。 

positron camera 

30005 

 

 

平行孔コリメータ 

鉛などの重金属の板に円形,六角形,正方形など
の孔を多数平行に設けたもので,シンチカメラに
装着して用いる。 

parallel hole collimator 

30006 

 

 

ピンホールコリメー
タ 

鉛製の円錐の頂点に一つの孔をあけたもので,孔
の部分にはタングステンなどの密度の高い物質を
用いる。シンチカメラに装着して小さい臓器の拡
大像を得るために使用される。 

pinhole collimator 

30007 

 

 

斜孔コリメータ 

鉛などの重金属の板に一方向に傾斜した孔を多数
平行に設けたもので,シンチカメラに装着して用
いる。正面に密着させた状態で臓器の右又は左前
斜位像が撮像できる。 

slant hole collimator 

30008 

 

 

固有分解能 

コリメータの幾何学的分解能を除いた,シンチカ
メラ検出器自体の位置分解能。 

intrinsic resolution 

30009 

 

 

総合分解能 

コリメータ装着時のシンチカメラの位置分解能。
固有分解能の二乗とコリメータの形状で決まる幾
何学的分解能の二乗の和の平方根で近似される。 

system resolution 

30010 

 

 

総合感度 

コリメータ装着時のシンチカメラの

検出感度。

単位線源放射能当たりの計数率で表される。 

system sensitivity 

30011 

 

 

有効視野 

シンチカメラ検出器の視野のうち,感度が均一で
検査目的に耐え得る像がとれる有効領域。 

effective field of view 

30012 1089  

シンチスキャン[ニン
グ] 

生物組織に標識元素を導入後,適当なコリメータ
を持つシンチレーション検出器によって対象領域
を走査することからなる生物組織の視覚化法。 

scintiscanning 


85 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

30013 

 

 

計数率特性 

放射能に正比例する真の計数率に対して実際に検
出器で測定される計数率との対応関係を示す特
性。

検出の分解時間が有限なため,強いレベル

の放射能を測定するほど真の計数率に対して観測
計数率の数え落としは増加する。 

counting rate 

performance 

30014 1315  

全身計測装置 

人体内の放射性物質からの

を体外から計測し,

放射性物質の体内量を定量する装置。周辺からの
自然放射線に対し十分に遮へいする必要がある。
放射線防護及び微量放射性物質の代謝過程を追跡
するなどの医学利用に用いられる。 

whole-body counter 

30015 

 

 

動態機能検査装置 

投与された放射性医薬品の臓器における時間的推
移をシンチレーション検出器で体外から計測し,
臓器機能を検査する装置。 

equipment for dynamic 

function study 

30016 

 

 

位置計算回路 

シンチカメラに

が入射し,コリメータを通過

後,シンチレータで発生した蛍光が多数の光電子
増倍管で捕らえられたとき,その多数の出力から
発光点の座標を計算する回路。 

position computer 

30017 

 

 

核聴診器 

プローブ形シンチレーション検出器に心電計とこ
れらの機器から発生するデータを処理するマイク
ロプロセッサ及び検査結果の表示装置を接続した
もので,放射性医薬品を投与された患者の心機能
を長時間モニタする装置。 

nuclear stethoscope 

30018 

 

 

オートフルオロスコ
ープ 

ガンマカメラの一種で,多数の角形のNaI (Tl) シ
ンチレータをモザイク状に並べて発光を検出し画
像とする装置。 

autofluoroscope 

30019 

 

 

X線CT 

X線を線源とした透過形コンピュータ断層撮影法。 X-ray computed 

tomography 

30020 

 

 

コンピュータ断層撮
影法 

所要の断面を横断する放射線の吸収に関する情報
又は放射能分布に関する情報を記憶・蓄積し,電
子計算機によって再構成し断面像を得る方法。略
号 CT 

computed tomography 

30021 

 

 

透過形コンピュータ
断層撮影法 

臓器組織による放射線の吸収差を体外から計測
し,断層像として描画するコンピュータ断層撮影
法。 
略号 TCT 

transmission computed 

tomography 

30022 

 

 

放射形コンピュータ
断層撮影法 

人体内の放射能分布を体外から断層像として計測
描画するコンピュータ断層撮影法。略号 ECT 

emission computed 

tomography 

30023 

 

 

単光子放射形コンピ
ュータ断層撮影法 

放出核種を用いる放射形コンピュータ断層撮

影法。略号 SPECT 

single photon emission 

computed 
tomography 

30024 

 

 

陽電子放射形コンピ
ュータ断層撮影法 

陽電子放出核種を用い,同時計数法又は飛行時間
差検出法を利用した放射形コンピュータ断層撮影
法。略号 PET 

positron emission 

computed 
tomography 

30025 

 

 

希釈法 

一定濃度と量の放射性物質を加え,希釈後の濃度
から溶媒の量を知る方法。循環血液量などの測定
に用いる。 

dilution method 

30026 

 

 

放射性医薬品 

放射性核種で標識された医薬品で,診断や治療に
用いられるもの。 

radiopharmaceuticals 


86 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

30027 

 

 

ラジオアイソトープ
ジェネレータ 

親核種をイオン交換樹脂などに吸着させておき,
娘核種が任意の時点で抽出できる装置。カウとも
いう。 

radioisotope generator, 
radionuclide generator 

30028 

 

 

トレーサ法 

放射性同位体が非放射性安定同位体と同じ化学的
性質をもつことを利用し,放射性核種又はその標
識化合物を追跡子として生体内に投与して行方を
追う方法。 

tracer technique 

30029 

 

 

データ収集モード 

ガンマカメラを通してアナログデジタル変換器に
よって変換された生体情報をコンピュータに収集
する方法で,リストモードとフレームモードがあ
る。 

data acquisition mode 

30030 

 

 

放射免疫測定[法] 

抗原としてのホルモンや薬物などの微量物質を定
量する方法で,測定しようとする抗原と放射性物
質で標識された抗原とが,抗体に対して競合的に
反応することを利用したもの。ラジオイムノアッ
セイともいう。略号 RIA 

radioimmunoassay 

30031 

 

 

放射受容体測定[法] 放射免疫測定法と同様にホルモンや生理的活性物

質を微量測定する方法であるが,抗体の代わりに
組織に存在する受容体を用い,受容体に対する標
識ホルモンと未知試料中の非標識ホルモンとの競
合反応を利用する。略号 RRA 

radioreceptor assay 

30032 

 

 

放射免疫検出法 

抗体を放射性物質で標識し,この抗体が結合する
抗原の体内分布をシンチグラムとして画像表示す
る方法。モノクローナル抗体を用いて悪性腫瘍転
移巣の検出などに利用される。略号 RID 

radioimmunodetection 

30033 

 

 

免疫放射[性]定量測
定[法] 

放射免疫測定法の方法を用いているが,抗原でな
く抗体を放射性物質で標識し,未知試料の抗原に
結合させて抗原量を測定する方法。競合反応を利
用したものではない。略号 IRMA 

immunoradiometric 

assay 

30034 

 

 

競合タンパク結合[放
射]測定[法] 

甲状腺ホルモンなどの血中濃度を測定する方法で
あって,測定しようとする血中ホルモンと放射性
物質で標識されたホルモンが,結合タンパクに競
合的に反応することを利用するもの。略号 CPBA 

competitive protein 

binding [radio-] 
assay 

30035 

 

 

機能像 

臓器画像の各画素ごとに得られる時間放射能曲線
から最大値などの一つの実数値をとるパラメータ
を取り出し,この値をもとの臓器の形に二次元的
に配列した画像。 

functional image 

30036 

 

 

ラジオアイソトープ
イメージ 

X線,

などの放射線によって描写された放射性

物質の分布像で,主として疾病の診断に用いられ
る。 

radioisotope image, 
radionuclide image 

30037 

 

 

動態像 

形態観察と機能観察とを同時に行うために経時的
に撮影したシンチグラム。 

dynamic image 

30038 

 

 

時間放射能曲線 

縦軸に放射能,横軸に時間をとって,放射能の時
間推移を表した曲線。 

time-activity curve 

30039 

 

 

情報密度 

シンチグラム上の目的とする臓器,組織の単位面
積当たりの計数をいい,画質に影響を及ぼす。略
号ID 

information density 

30040 

 

 

関心領域 

シンチグラムを数値分析する場合に設定するある
特定の領域。略号 ROI 

region of interest 


87 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

30041 

 

 

全身[画]像 

シンチカメラ若しくはシンチスキャナの検出器又
はベッドを駆動して全身の放射能分布を測定し,
画像としたもの。 

whole-body image 

30042 

 

 

放射性核種標識抗原 

抗原に放射性核種を標識したもの。放射免疫測定
などに用いられる。 

radionuclide-labeled 

antigen 

30043 

 

 

放射性核種標識抗体 

抗体に放射性核種を標識したもの。免疫放射定量
測定や放射免疫検出法などに用いられる。 

radionuclide-labeled 

antibody 

30044 

 

 

頚部ファントム 

放射性よう素の甲状腺摂取率測定を目的に,人体
頚部に模して作られたファントム。 

neck phantom 

30045 

 

 

インビボ検査 

生体内の放射性物質の分布や動態を体外から計測
する検査。 

in vivo test 

30046 

 

 

インビトロ検査 

試験管内の化学反応による検査。核医学では,主
として血清内の微量ホルモン,微量タンパク結合
物質や薬物などを測定する検査をいう。 

in vitro test 

30047 

 

 

ラジオバイオアッセ
イ 

放射性核種の計測を利用し,生物の反応の変化を
指標とする検査。細胞膜の受容体の測定などに用
いる。 

radiobioassay 

30048 

 

 

シンチグラム 

シンチカメラなどを用いて,写真フィルムなどに
記録された生体又は臓器内の放射能分布図。 

scintigram 

30049 

 

 

シンチグラフィ 

体内に存在する放射性物質の分布状態を体外から
検出し描画する方法。 

scintigraphy 

30050 

 

 

[核]磁気共鳴イメー
ジング 

核磁気共鳴現象を利用した生体のイメージング
法。生体組織の生理的,病的状態による水素原子
密度,緩和時間の差を解剖学的な画像として表示
する。略号 MRI 

[nuclear] magnetic 

resonance imaging 

30051 

 

 

MIRD法 

米国核医学会の医療内部被曝線量委員会 (Medical 
Internal Radiation Dose Committee) から公表された
内部被ばく吸収線量の計算法。 

MIRD method 

30052 

 

 

線源臓器 

他の臓器に対して線源の役割をする臓器。 

source organ 

30053 

 

 

標的臓器 

線源臓器からの放射線又は体外からの放射線を受
ける臓器。 

target organ 

30054 

 

 

吸収割合 

線源組織から放出される特定の放射線のエネルギ
ーの内,特定の標的組織で吸収される割合。 

absorbed fraction 

30055 

 

 

自動ウェル形計数装
置 

井戸型のシンチレーション検出器をもち,試料の
測定と交換を自動的に行う

測定装置。オートウ

ェル形計数装置ともいう。 

automatic well counter 

30056 

 

 

注射器遮へい筒 

注射器内の放射性医薬品から出る放射線を遮へい
する目的で作られた円筒状の鉛製用具。注射時の
手指などの被ばくを軽減する。 

syringe shield 

30057 

 

 

バーファントム 

XY平面の4象限にそれぞれ異なる間隔で鉛バーを
平行に並べた円形平板状のファントム。線源と組
み合わせてシンチカメラの固有分解能などを調べ
る目的に使用する。 

bar phantom 

30058 

 

 

フラッドソース 

放射能面密度が均一で大面積の平板状密封線源。
シンチカメラの感度均一性評価に用いる。均一線
源ともいう。 

flood source 

30059 

 

 

無病正診率 

ある検査において無病症例数のうち,その検査に
よる陰性例数の占める割合。 
無病正診例数/無病正診例数+無病誤診例数で表
す。 

specificity true 

negative rate 


88 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

30060 

 

 

有病正診率 

ある検査において有病症例数のうち,その検査に
よる陽性例数の占める割合。 
有病正診例数/有病正診例数+有病誤診例数で表
す。 

specificity true positive 

rate 

30061 

 

 

[診断の]正確度 

ある検査において全症例数のうち,有病正診者数
と無病正診者数の和の割合。 
有病正診例数+無病正診例数/全症例数で表す。 

[diagnostic] accuracy 

30062 

 

 

無病誤診 

ある検査において無病であるのに,その検査が陽
性になること。 

false positive 

30063 

 

 

有病誤診 

ある検査において有病であるのに,その検査が陰
性になること。 

false negative 

30064 

 

 

ほう素中性子捕捉療
法 

中性子とほう素10による (n, 

応で放出され

る粒子が,悪性腫瘍細胞に対してもつ生物効果を
利用する放射線療法の一種。 

boron neutron capture 

therapy 

 


89 

Z 4001 : 1999  

V. 原子炉 

 

VI. 原子炉一般 

 

1. 原子炉の名称 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

40001 

837 30501 原子炉 

自立の核分裂連鎖反応を維持し,制御することが
できる装置。 

備考 未臨界,臨界及び臨界超過の状態にある

原子炉を,それぞれ未臨界炉 (subcritical 
reactor),臨界炉 (critical reactor) 及び臨
界超過炉 (supercritical reactor) と呼ぶこ
とがある。 (IEC) 

また,制御核融合反応装置も原子炉と

呼ぶことがある。 (ISO) 

[nuclear] reactor 

40002 1024 

1025 

 

原子炉系 

1. 減速材の性質及び冷却材の性質,核分裂を引

き起こす中性子のエネルギーなどからなる原
子炉の特性体系で,建設可能な原子炉を分類
するためのもの。 

2. 原子炉機器及びある種の補助設備。 

reactor system 

40003 1196  

未臨界集合体 

未臨界の体系であって,普通,独立した中性子源
と組み合わせて,その体系の特性を測定するため
に用いられるもの。臨未満界集合体ともいう。 

subcritical assembly 

40004 

252  

臨界集合体 

臨界を実現できる体系であって,臨界実験に用い
られるもの。 

critical assembly 

40005 

255  

臨界施設 

制御された自立核分裂連鎖反応が持続する施設。
しかし極めて低い出力レベルで動作するよう設計
されている。 

備考 保障措置では,附属する貯蔵施設を含

む。 

critical facility 

40006 

937  

原型炉 

同じ基本設計をもつ原子炉シリーズのうち,最初
のもの。 

備考1. 我が国では,ある特定の形式の動力炉

の技術を実証するため,最初に試作さ
れる原子炉をいう。 

2. 本質的に同じ特徴をもつが,最終シリ

ーズの原子炉より小さな規模のもの
を指すこともある。(ISO 921) 

prototype reactor 

40007 

300  

実証炉 

ある特定の動力炉形式について,技術的な実証と
経済性の見通しを確立するために設計される原子
炉。 

備考 我が国以外では,この種の原子炉を原型

炉と呼ぶこともある。 

demonstration reactor 

40008 

 

 

実用炉 

実用段階にある動力炉。商用炉ともいう。 

commercial reactor 

40009 1330  

ゼロ出力[原子]炉 

冷却系が不要なほど低い熱出力で運転するように
設計されている原子炉。 

zero-power reactor, 
zero-energy reactor 

40010 1226 30611 熱中性子炉 

核分裂が主として熱中性子によって引き起こされ
る原子炉。 

thermal reactor 

40011 

419 30610 熱外中性子炉 

核分裂が主として熱外中性子によって引き起こさ
れる原子炉。 

epithermal reactor 


90 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

40012 

611 30609 中速中性子[原子]炉 核分裂が主として中速中性子によって引き起こさ

れる原子炉。中速スペクトル炉ともいう。 

intermediate 

[spectrum] reactor 

40013 

447 30608 高速[中性子]炉 

核分裂が主として速中性子によって引き起こされ
る原子炉。 

fast reactor 

40014 1163 30614 スペクトルシフト[型

原子]炉 

制御又はその他の目的のために,減速材の性質又
は量を変えて中性子スペクトルを調節できる原子
炉。 

spectral shift reactor 

40015 

563 30601 均質[原子]炉 

炉心全体を構成する燃料と減速材を均質な混合物
として取り扱っても,炉心内の中性子特性を正確
に記述できる原子炉。 

homogeneous reactor 

40016 

557 30602 非均質[原子]炉 

炉心を構成する燃料と減速材が分離しており,そ
れを炉心全体にわたって均質な混合物として取り
扱うと,炉心内の中性子特性を正確に記述できな
い原子炉。 

heterogeneous reactor 

40017 

238 30612 転換炉 

原子炉内において,顕著な転換が行われるもの。 

備考 ある国では,新しい核分裂性物質の回収

を意味している。フランスでは,核分裂
性物質の生成が消耗と等しい場合,再生
炉と呼ばれる。 

converter [reactor] 

40018 

136  

専焼炉 

顕著な転換を起こすことなく核分裂性核種を消費
する原子炉。 

burner reactor 

40019 

121 30613 増殖炉 

消費する以上に核分裂性物質を作り出す原子炉。 

備考 増殖炉は,1以上の転換率をもつ。 

breeder reactor 

40020 

 

 

高速増殖炉 

増殖炉で,高速中性子炉に属するもの。略号 FBR。 fast breeder reactor 

40021 

775 30603 天然ウラン[原子]炉 天然ウランを燃料とする原子炉。 

natural uranium reactor 

40022 

 

30604 濃縮燃料[原子]炉 

濃縮ウラン又はウラン233,プルトニウム239など
核分裂性核種で富化した天然ウランを燃料とする
原子炉。 

enriched fuel reactor 

40023 

 

 

濃縮ウラン[原子]炉 濃縮ウランを燃料とする原子炉。 

enriched uranium 

reactor 

40024 

 

30605 プルトニウム燃料炉 

プルトニウムを燃料とする原子炉。 

plutonium fuel reactor 

40025 1098  

シード炉心原子炉 

低濃縮燃料又は燃料親物質からなる炉心格子内
に,より高い濃縮燃料の局所的領域(シード)を
設けた原子炉。 

seed core reactor 

40026 

 

30606 流動化燃料炉 

液体に非常に近い性質をもつ物質を燃料とする原
子炉。 

fluidized reactor 

40027 

 

30607 循環燃料炉 

燃料が炉心を通して循環する原子炉。 

備考 普通,これは液状又は液体中に懸濁する

微粒子状の核分裂性物質を用いること
を意味する。(IEC 393) 

circulating-fuel reactor 

40028 

876  

ペブルベツド[原子]
炉 

炉心材料(燃料,燃料親物質,減速材)の一部,
又は全部が小球(ペブル)状をなし,それらが互
いに接触し定常床となっている原子炉。 

pebble bed reactor 

40029 1141  

ナトリウム冷却[原
子]炉 

ナトリウムを冷却材として用いる原子炉。 

sodium-cooled reactor 

40030 

527  

ガス冷却炉 

気体を冷却材として用いる原子炉。略号 GCR 

gas-cooled reactor 

40031 

668  

軽水[型原子]炉 

軽水又はその気液混合物を,減速材及び冷却材と
する原子炉。略号 LWR 

light water reactor 

40032 

555  

重水炉 

減速材に重水を使用する原子炉。 

heavy-water reactor 


91 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

40033 

924  

加圧型炉 

一次冷却材がバルク沸騰を起こさないように加圧
されている原子炉。 

pressurized reactor 

40034 

98  

沸騰型炉 

一次冷却材の沸騰を許す原子炉。 

boiling reactor 

40035 

 

 

加圧水[型原子]炉 

一次冷却材としての軽水を沸騰させずに,発生す
る熱を除去する原子炉。略号 PWR 

pressurized water 

reactor 

40036 

99  

沸騰水[型原子]炉 

冷却材としての軽水を沸騰させることによって,
発生する熱を除去する原子炉。略号 BWR 

boiling water reactor 

40037 

 

 

簡素化軽水炉 

在来型軽水炉の性能の一層の向上を目指し,主に
一次冷却材回路及び原子炉安全保護系の単純化に
重点をおいて開発中の軽水炉。略号 SLWR 

simplified light water 

reactor 

40038 

 

 

改良型軽水炉 

在来型軽水炉を改良したもの。略号 ALWR 

備考 我が国では,利用率の向上及び作業者の

被ばく線量の低減などを目指して計画
的に改良標準化が行われ,改良型沸騰水
炉 (ABWR) と改良型加圧水炉 
(APWR) がある。 

advanced light water 

reactor 

40039 

331  

直接サイクル炉 

動力の生産に,一次冷却材を直接用いる原子炉。 direct-cycle reactor 

40040 

584  

間接サイクル炉 

動力の生産のため,一次冷却材から熱を二次冷却
材に伝達するようになっている原子炉。 

indirect-cycle reactor 

40041 

375  

二重サイクル炉 

一次及び二次冷却材の双方からの熱を動力の生産
に利用する原子炉。 

dual-cycle reactor 

40042 1202  

過熱炉 

原子炉からの熱によって,冷却材を炉心の内,又
は外で過熱するようになっている原子炉。 

superheat reactor 

40043 

 

 

内部循環型原子炉 

原子炉容器内に設置したポンプによって冷却材が
循環する沸騰水炉。 

reactor with internal 

circulation 

40044 

 

 

外部循環型原子炉 

原子炉容器外に設置したポンプによって冷却材が
循環する沸騰水炉。 

reactor with external 

circulation 

40045 

923  

圧力管型[原子]炉 

規則的に並べた耐圧管の中に燃料集合体を納め,
冷却材もその中を流れるようになっている原子
炉。 

pressure tube reactor 

40046 

 

 

RBMK型原子炉 

沸騰水を冷却材とし黒鉛を減速材とする圧力管型
間接サイクル炉。 

RBMK reactor 

40047 

561  

高温ガス[冷却] 
[型原子]炉 

ガス冷却炉の一種で,冷却材に不活性気体を使用
し,また,炉心に広範に耐火性材料を使用するな
ど,高い冷却材原子炉出口温度で運転できるよう
にした原子炉。単に高温炉ともいう。略号 HTGR 

high-temperature 

gas-cooled reactor 

40048 

909  

[スイミング]プール
[型原子]炉 

減速材,冷却材,生体遮へいとしての水のプール
中に炉心が浸されている原子炉。 

[swimming] pool 

reactor 

40049 1213  

タンク型[原子]炉 

1. 密封したタンク内に炉心を収納している原子

炉。 

2. 一体構造型原子炉に同じ。 

tank [type] reactor 

40050 

605  

一体構造型原子炉 

原子炉容器中に,中間熱交換器を収納する原子炉。
タンク型原子炉ともいう。 

備考 蒸気発生器を収納している場合もある。 

integral reactor, 
tank type reactor 

40051 1263  

訓練用[原子]炉 

原子炉運転の訓練や原子炉の動作特性についての
教育などに用いられる原子炉。 

training reactor 


92 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

40052 1048 30616 研究[用原子]炉 

主として基礎研究又は応用研究の道具として用い
られる原子炉。 

備考 この種の原子炉には,次のものがある。 

a)  低中性子束炉 
b)  高中性子束炉 
c)  パルス炉 
d)  材料試験炉 
e)  ゼロ出力炉(実験炉を含めることができ

る。) 

research reactor 

40053 

717  

材料試験[用原子]炉 強い放射線場の中で材料や原子炉部品を試験する

ために使用される原子炉。 

materials testing 

reactor 

40054 

 

 

高中性子束[原子]炉 約1018m-2s-1より高い中性子束密度をつくり出すこ

とができる原子炉。 

high-flux reactor 

40055 1151  

中性子源炉 

エネルギースペクトルのよく分かった安定した中
性子束を供給するよう設計されている原子炉。主
に遮へい実験や検出器の校正のために使われる。 

source reactor 

40056 

78  

ビーム炉 

特に中性子ビームを原子炉の外に引き出すよう設
計された原子炉。 

beam reactor 

40057 

940  

パルス炉 

強力な中性子バーストを繰返し発生するように作
られた原子炉。 

pulsed reactor 

40058 

428 30617 実験[用][原子]炉 ある特定の形式の原子炉の設計や開発のため,炉

物理データ又は工学的データを得るための原子
炉。 

備考 次の原子炉も実験炉と呼ぶことがある。 

a)  ゼロ出力炉 
b)  原子炉実験用原子炉 
c)  原型炉 

experimental reactor 

40059 

915 30615 動力[用原子]炉 

動力の生産を目的とする原子炉。 

備考 この種の原子炉には,次のものがある。 

a)  発電炉 
b)  推進用原子炉 
c)  プロセス熱用原子炉 

power reactor 

40060 

 

 

舶用[原子]炉 

船舶推進の動力源として用いられる原子炉。 

ship-propulsion reactor 

40061 

628  

照射[用原子]炉 

主として材料の照射や医学利用のための放射線源
として使われる原子炉。 

備考 この種の原子炉には,次のものがある。 

a)  アイソトープ生産炉 
b)  食品照射用炉 
c)  化学用原子炉 
d)  材料処理用原子炉 
e)  医学生物学用原子炉 
f)  材料試験炉(研究炉に含めることもでき

る。) 

irradiation reactor 

40062 

180  

化学[プロセス]用原
子炉 

化学変換を工業規模で行うための放射線源として
設計された原子炉。 

chemical processing 

reactor 


93 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

40063 

929 30618 生産炉 

核分裂性物質又は他の物質(例えば,トリチウム)
を生産し,又は工業規模で照射を行うことを主な
目的とする原子炉。特に断らない限り,プルトニ
ウム生産炉をさす。 

備考 この語には,次の原子炉を含めることも

ある。 

a)  アイソトープ生産炉 
b)  照射用原子炉 

production reactor 

40064 

 

 

医学生物学用原子炉 

原子炉で発生した電離放射線を利用して,生物過
程に効果を与えるために用いられる原子炉。 

biomedical reactor 

40065 1177  

標準パイル 

減速材(普通,黒鉛を使う。)の大型集合体で,中
性子源があり,集合体内の特定の場所については
中性子フルエンスが正確に定められており,中性
子場の標準として使用することのできるもの。 

standard pile 

40066 

 

 

シグマ・パイル 

純粋な物質の大型集合体(その形は通常立方体)
で,その物質の吸収断面積や核特性の測定を行う
ために用いるもの。その中心部に既知の放出強度
をもつ中性子源を置く。 

備考 標準パイルと似ているが,標準パイルは

放射化はくや計数技術の標準化を目的
とするのに対し,シグマ・パイルは核特
性の測定を目的とする。 

sigma pile 

40067 

430 30532 指数関数集合体 

指数関数実験に用いる未臨界集合体。 

exponential assembly, 
exponential pile 

 

2. 核特性 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

41001 

 

 

核特性 

中性子の挙動に関する炉心の特性。 

nuclear characteristics, 
neutronics 

41002 

386 30537 実効増倍率 

有限の大きさをもつ中性子増倍系において,漏れ
による中性子の損失を考慮に入れた増倍率。記号 
keff 

effective multiplication 

factor, 

effective multiplication 

constant, 

criticality factor 

41003 1006 30540 反応度 

臨界超過では正の値,未臨界では負の値をとり,
臨界から外れる程度を示す変数。記号

実効増倍率をkeffとすれば,反応度は

1−1/keff

で与えられる。 

備考 反応度の単位にはドル,セント,インア

ワー,ナイル,pcmなどがある。 

reactivity 

41004 

777 
778 

 

負反応度 

1. 負の値をもつ中性子増倍系の反応度。 
2. 原子炉の状態が変化した際に引き起こされる

反応度の減少。 

negative reactivity, 
deficit reactivity 

41005 

320  

微分反応度 

制御棒の単位長さの移動に伴う反応度の変化。 

differential reactivity 

41006 

604  

積分反応度 

炉心内の制御棒をある特定の位置から引き抜いた
ときに得られる反応度の変化。 

integral reactivity 

41007 

423  

余剰反応度 

制御要素の調節によって到達することができる最
大の反応度。 

excess reactivity 


94 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

41008 

719  

最大余剰反応度 

炉心の寿命中又は原子炉のある運転期間における
余剰反応度の最大値。 

maximum excess 

reactivity 

41009 

130  

内蔵反応度 

未使用の炉心のもつ余剰反応度。 

built-in reactivity 

41010 1007  

反応度収支 

原子炉の反応度に関して,正に寄与する成分と負
に寄与する成分の収支。 

reactivity balance 

41011 

594  

インアワー方程式 

原子炉時定数と反応度との関係を表す式。 

inhour equation 

41012 1002  

ランプ状挿入 
(反応度の) 

反応度を時間的に直線的に上昇させること。 

ramp insertion of 

reactivity 

41013 1182  

ステップ状挿入 
(反応度の) 

反応度をステップ状に増加させること。 

step insertion of 

reactivity 

41014 1009  

反応度フィードバッ
ク 

出力,温度,圧力,ボイド率など原子炉のある変
数が変化することによって,反応度が変化するこ
と。 

reactivity feedback 

41015 

489  

中性子束平坦化 

炉心内で中性子束密度をほぼ一様にすること。そ
れには例えば,中性子吸収体を用いるか又は核分
裂性物質の割合の少ない燃料を用いる。 

flux flattening 

41016 

490  

中性子束ピーキング
係数 

炉心内の中性子束密度の平均値に対する最大局所
中性子束密度の比。 

flux peaking factor 

41017 1008  

反応度係数 

ある特定の変数に関する反応度の偏微分係数。 

reactivity coefficient 

41018 1215 30541 [反応度]温度係数 

温度に関する反応度係数。 

備考 温度には,特定の場所又は構成要素の温

度を指定することができる。 

temperature coefficient 

(of reactivity), 

reactivity temperature 

coefficient 

41019 1298  

[反応度]ボイド係数 特定の場所のボイド率に関する反応度係数。 

void coefficient (of 

reactivity) 

41020 

 

 

[反応度]減速材密度
係数 

減速材密度に関する反応度係数。 

moderator density 

coefficient (of 
reactivity) 

41021 

920  

[反応度]圧力係数 

圧力に関する反応度係数。 

備考 特定の場所又は媒質の圧力を指定する

ことができる。 

pressure coefficient  

(of reactivity) 

41022 

351  

[反応度]ドップラー
係数 

温度係数の一部で,ドップラーの広がりによるも
の。 

Doppler coeffient  

(of reactivity) 

41023 

705  

[反応度]質量係数 

特定の場所における,与えられた物質の質量に関
する反応度係数。 

mass coefficient  

(of reactivity) 

41024 

911  

[反応度]出力係数 

原子炉の熱出力に関する反応度係数。 

power coefficient  

(of reactivity) 

41025 

 

 

原子炉停止余裕 

原子炉の停止時の未臨界の程度を示すもので,全
制御棒が完全に挿入されたときの実効増倍率,又
は最大の制御棒価値をもつ制御棒1本だけが挿入
されないときの実効増倍率を1から差し引いた値 
(1−keff) をいう。 

reactor shutdown 

margin 

41026 

757  

減速材対燃料比 

燃料と減速材の均一な混合物において,主な減速
の働きをする核種の数を燃料中の核分裂性核種の
数で割ったもの。 

moderator-fuel ratio 

41027 

107  

ほう素当量 

原子炉材料,特に燃料中の特定の不純物の量を,
それと等しい中性子吸収を生じるほう素の量に換
算したもの。 

boron equivalent 

 


95 

Z 4001 : 1999  

3. 熱特性 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

42001 

 

 

熱水力特性 

燃料と冷却材間の伝熱及び冷却材の流動に関する
炉心の特性。 

thermal hydraulic 

characteristics 

42002 

 

 

出力分布 

炉心内の熱発生の空間分布。 

power distribution 

42003 1158 30545 比出力 

炉心内にある燃料の単位質量当たりの出力。 

specific power 

42004 

518  

燃料比出力 

原子炉の総熱出力を核分裂性核種及び燃料親物質
の初期質量で割った値。 

備考1. 初期質量に初期装荷量を用いる場合

がある。 

2. 通常,メガワット毎トン (MW/t) で表

す。 

fuel rating 

42005 

912  

出力密度 

炉心の単位体積当たりの出力。 

power density 

42006 

 

 

アキシャルオフセッ
ト 

原子炉の軸方向の出力分布のひずみを表す指標で
あって,炉心上半部出力と炉心下半部出力との差
を全炉心出力で割った値をいう。 

axial offset 

42007 

 

 

出力ピーキング係数 

最大出力の,平均出力に対する比。半径方向,軸
方向,局所などに対して定義される。 

power peaking factor 

42008 

676  

線出力密度 

燃料要素又は燃料集合体の単位長さ当たりに発生
する熱出力。 

linear power density 

42009 1205  

表面出力密度 

燃料要素又は燃料集合体内で発生する熱出力を,
その冷却面の面積で割ったもの。 

surface power density 

42010 

132  

バンドル出力 

特定の燃料チャネルの燃料バンドルが発生する出
力。“62030 燃料集合体”の備考参照。 

bundle power 

42011 

613  

局所ピーキング係数 

燃料バンドルの一区分中の平均出力密度に対する
最大局所出力密度の比。 

internal peaking factor, 
local peaking factor 

42012 

750  

ミスマッチ 

沸騰水炉の一つの4バンドル・セルにおける最大
バンドル出力に対する平均バンドル出力の比。 

mismatch 

42013 

62  

アキシャルピーキン
グ係数 

軸方向について,平均出力密度に対する最大局所
出力密度の比。 

備考 出力密度としては,燃料チャネルを選ぶ

か,原子炉の径方向について平均した表
面出力密度又は線出力密度を選ぶこと
ができる。 

axial peaking factor 

42014 

954  

ラジアルピーキング
係数 

炉心の平均バンドル出力とその最大値の比。 

radial peaking factor 

42015 

567  

ホットチャネル 

冷却材温度が最も高い燃料チャネル。 

hot channel 

42016 

568 
569 

 

ホットチャネル係数 

1. 冷却材温度が最も高い流路において,異常時

に予測されるエンタルピー上昇値の,正常時
のエンタルピー上昇の公称値に対する比。安
全係数の一つ。 

2. 冷却材のエンタルピー上昇値が最大である流

路において,その上昇値の,炉心全体での平
均エンタルピー上昇値に対する比。熱水路係
数ともいう。 
備考 我が国では,エンタルピーではなく熱流

束に関して同様に定義したものをホッ
トチャネル係数と呼ぶことがある。 

hot channel factor 

42017 

844  

核沸騰 

高温表面から気泡が発生するような流体の沸騰。 nucleate boiling 


96 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

42018 1267  

遷移沸騰 

冷却材における沸騰状態の局所的な変化によっ
て,燃料集合体からの熱除去が急激に減少するこ
と。 

transition boiling 

42019 

301  

DNB 

核沸騰から膜沸騰に変わること。発熱面と冷却流
体の間に形成される蒸気膜が,発熱面から流体へ
の熱伝達を低下させるため,熱流束と温度差の関
係曲線には最大値が生じる。 

departure from 

nucleate boiling 

42020 

458  

膜沸騰 

冷却材が飽和温度又はそれ以下の温度にあり,燃
料被覆全面に蒸気の薄膜が形成されるような現
象。 

film boiling 

42021 

 

 

飽和沸騰 

液体が全体として飽和温度にあり,沸騰が伝熱面
表面だけでなく,液体全体に及ぶ状態。 

saturated boiling 

42022 

131  

バルク沸騰 

冷却材チャネルの全領域で,冷却材の平均温度が
沸点近くになっているような状態で見られる沸騰
現象。 

bulk boiling 

42023 1194  

サブクール沸騰 

冷却材温度が伝熱面に接しているところでは沸点
に達しているが,冷却材チャネルの全領域ではそ
れより低い状態で見られる沸騰現象。 

subcooled boiling 

42024 

373  

ドライアウト 

全冷却材チャネル内に液体が不足した状態で起こ
る伝熱面での沸騰。これはまた伝熱面近くでも起
きる。 

dryout 

42025 

 

 

熱流束 

単位面積当たり,単位時間当たりに移動する熱量。 heat flux 

42026 

256  

限界熱流束 

膜沸騰が始まる時点での,燃料棒表面の局所的熱
流束。温度差対熱流束密度曲線が最大となる。DNB
熱流束ともいう。 

critical heat flux, 
DNB heat flux 

42027 

346  

限界熱流束比 

温度差対熱流束密度曲線が最大になるような,伝
熱面と冷却材の間の局所的熱流束。核沸騰から膜
沸騰への変化を伴う。DNB熱流束比ともいう。 

critical heat flux ratio, 
DNB ratio 

42028 

502 30810 燃料バーンアウト 

冷却材の流量不足などによる過熱によって,燃料
要素に生じる激しい局所的損傷。 

fuel burnout 

42029 

138  

バーンアウト熱流束 

燃料バーンアウトが生じる箇所の熱流束。 

burnout heat flux 

42030 

139  

バーンアウトポイン
ト 

液体冷却の原子炉において,燃料バーンアウトを
引き起こすような熱伝達の諸パラメータ値の組合
せ。 

burnout point 

42031 

 

 

限界出力 

燃料棒表面において膜沸騰が始まる時点の,その
燃料集合体の出力。 

critical power 

42032 

 

 

限界出力比 

限界出力の,実際の燃料集合体の出力に対する比。 critical power ratio 

42033 

345  

DNB相関 

限界熱流束と,冷却材チャネルの特性を表す他の
パラメータとの経験的相関。 

DNB correlation 

42034 

 

 

出力スパイク 

照射によって燃料ペレットがち密化し,燃料中に
生じる微小なすきまのため,熱中性子が増加し,
これによって周囲の燃料棒で局所的に出力が増大
すること。 

power spike 

42035 

 

 

出力スパイク係数 

出力スパイクを考慮した場合の出力ピーキング係
数の,考慮しない場合の出力ピーキング係数に対
する比。 

power spike factor 

42036 1227  

熱応答 

定格出力で運転されている原子炉において,冷却
による熱除去が行われなくなったとした場合の温
度上昇の割合。 

thermal response  

(of a reactor) 


97 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

42037 1193  

サブチャネル分析 

原子炉の熱水力学的計算方法で,一つの燃料チャ
ネルを複数のサブチャネルに単純に分割し,質量,
運動量,及びエネルギーについてそれぞれの平衡
方程式つくるというもの。 

備考 サブチャネル間の相互作用も,ある程度

考慮される。 

subchannel analysis 

42038 1299  

ボイド率 

気液二相流において,気相の体積の,全体積に対
する比。 

void fraction 

42039 

 

 

炉心バイパス流量 

炉心の燃料の冷却に寄与することなく炉心内又は
炉心外を通過する冷却材の流量。 

core bypass flow  

[rate]  

42040 

 

 

炉心有効流量 

一次冷却材回路を流れる冷却材の総流量のうち,
炉心の燃料の冷却に直接寄与する流量。 

effective core flow rate 

42041 

 

 

炉心流量 

炉心内を単位時間当たりに通過する冷却材の質
量。 

core flow [rate]  

42042 

 

 

キャリアンダ 

気液二相流から分離された液相中に含まれる飽和
蒸気,又はその現象。 

carry under 

42043 

 

 

キャリオーバ 

気液二相流から分離された気相中に含まれる飽和
水,又はその現象。 

carry over 

42044 

 

 

クロス流れ 

炉心内を通る冷却材の主な流れの方向と直角の方
向に向かう冷却材の流れ。 

crossflow 

42045 

 

 

サブクーリング 

飽和温度より低い液体のもつエンタルピーを飽和
エンタルピーから差し引いた値。サブクールとも
いう。 

subcooling, 
subcool 

42046 

376  

二重圧力サイクル 

二つの異なる圧力下で蒸気を作り,利用する蒸気
サイクル。 

dual-pressure cycle 

42047 

 

 

チャネル水力学的安
定性 

炉心内の冷却材流路(チャネル)における燃料と
冷却材の伝熱特性に基づく冷却材の流れの安定
性。 

channel hydraulic 

stability 

42048 1201 

1203 

 

過熱 

1. 飽和状態を超え,(液体がフラッシュを起こ

すのに必要な)熱量をもつこと。 

2. 瞬間的な蒸発によって起こる沸点以上の液体

の温度上昇。 

1) superheat 
2) superheating 

 

4. 動特性 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

43001 

 

 

動特性 

運転状態にある原子炉における出力などのパラメ
ータの時間的変化に関する諸性質。 

dynamic 

characteristics, 

dynamic behavior, 
kinetics 

43002 1018  

炉雑音 

原子炉において,核反応が持つ確率的性質によっ
て,又は反応度に影響する機械的,水力学的諸現
象に伴う不規則な変動によって引き起こされる中
性子束密度のゆらぎ,及びそれによる原子炉熱出
力のゆらぎ。 

reactor noise 

43003 1022 30741 自己制御性 

出力を一定に保たせようとする原子炉がもつ固有
の性質。ある運転条件下において出力が変化して
も,これに応じて反応度が変化するために生じる。 

[reactor] 

self-regulation 
[control] 

43004 1264  

原子炉伝達関数 

反応度の変化に対して,出力など特定の原子炉変
数が応答する様子を表す数学的表現。 

[reactor] transfer 

function 


98 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

43005 1026 30519 原子炉時定数 

原子炉の中性子束密度が指数関数的に増減する場
合に,e倍又は1/eになるのに要する時間。ペリオ
ドともいう。 

reactor time constant, 
reactor period 

43006 

 

 

スクラム反応度 

スクラムによってもたらされる負の反応度。トリ
ップ反応度ともいう。 

scram reactivity, 
trip reactivity 

43007 

 

 

炉心安定性 

炉心の反応度のフィードバック効果に基づく中性
子束分布などの安定性。 

core stability 

43008 

 

 

プラント安定性 

各種の制御系を含む原子炉プラント全体の安定
性。 

plant stability 

43009 

848  

ナイキスト基準 

動力炉などのフィードバック制御システムの,安
定性の程度を示す基準。 

備考 系の伝達関数の解析に用いられる。 

Nyquist criterion 

43010 1325 30557 キセノン毒作用 

熱中性子炉において,中性子吸収断面積の大きい
核分裂生成物キセノン135の蓄積によって,反応
度が低下すること。キセノン効果ともいう。 

xenon poisoning, 
xenon effect 

43011 1322  

キセノン平衡 

原子炉の中で,核分裂生成物キセノン135の生成
と,中性子捕獲及び放射性壊変による消滅とが完
全に釣り合っている状態。 

xenon equilibrium 

43012 

 

 

キセノン振動 

キセノン135の濃度の時間的,空間的変化によっ
て引き起こされる原子炉出力分布の周期的変動。 

xenon oscillation 

43013 1323  

キセノン不安定性 

キセノン毒作用が熱中性子束の大きさに依存する
ため,大型原子炉において局所的に出力が振動す
る現象。 

xenon instability 

43014 1326  

キセノン過渡状態 

原子炉の局所的又は全面的な出力変化によって,
キセノン平衡からずれること。 

xenon transient 

43015 1324  

キセノンオーバーラ
イド 

原子炉の停止直後,キセノン毒作用が増加した状
態にある原子炉を臨界に復帰させること。 

xenon override 

43016 1078  

サマリウム毒作用 

熱中性子炉において,ポイズンである安定核分裂
生成物サマリウム149による中性子吸収のため反
応度が減少すること。 

samarium poisoning 

 

V2. 原子炉設備 

 

1. 原子炉本体 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

44001 1014 30713 炉心 

原子炉において,核燃料が存在し核分裂連鎖反応
が行われる領域。 

[reactor] core 

44002 1016  

原子炉格子 

規則的なパターンに従った燃料及びその他の部材
の炉心における配列。 

reactor lattice 

44003 

754 30719 減速材 

中性子のエネルギーを減少させるために使用され
る物質。 

moderator 

44004 1030 30720 反射体 

炉心からの中性子を散乱によって炉心へ戻すため
に,炉心の周囲に接して設けられるもの。 

reflector 

44005 

 

 

冷却材 

原子炉で発生した熱を取り出すために使われる流
体。 

coolant 

44006 

93 30716 ブランケット 

 (原子炉の) 

高速増殖炉などにおいて,転換を目的として,炉
心内又はその周辺に置かれた燃料親物質の領域。 

blanket 

44007 1027 30730 原子炉容器 

炉心及び炉内構造物を納める容器。 

reactor vessel 


99 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

44008 1020  

原子炉圧力容器 

炉心及び炉内構造物を納める容器で,高い運転圧
力に耐えるように設計されたもの。 

reactor pressure vessel 

44009 

145  

カランドリア 

圧力管型原子炉において,冷却材と液体減速材を
分離するための複数の平行な管又は流路を内部に
もつ原子炉容器。 

calandria 

44010 

 

 

圧力管集合体 

圧力管及びその延長部,シールプラグなどから構
成されるもので,燃料集合体を収納し,一次冷却
材の流路を形成するもの。 

pressure tube assembly 

44011 

 

 

シールプラグ 

圧力管集合体の延長部分にある燃料集合体出入口
を閉じるための栓。 

seal plug 

44012 

 

 

炉内構造物 

原子炉容器内に組み込まれ,炉心の支持,炉内の
冷却材流路の形成などの機能をもつ構造物の総
称。 

reactor core internal 

structure, 

core internals 

44013 

 

 

炉心支持構造物 

炉心を支持又は拘束する構造物。 

core support structure 

44014 

 

 

炉心支持板 

制御棒案内管,制御棒クラスタ案内管,炉内核計
装案内管及び燃料集合体の支持を主な目的とする
多孔の円形構造物。 

core support plate 

44015 

 

 

炉心板 

加圧水炉において,炉心の上部及び下部に位置し,
燃料集合体の位置決めを主な目的とする多孔の円
板。 

core plate 

44016 

 

 

上部格子板 

沸騰水炉において,燃料集合体上部の水平支持を
目的とする格子状構造物。 

top guide, 
upper grid 

44017 

 

 

炉心拘束機構 

ガス冷却炉において,炉心を構成する燃料体群や
反射体の外側にあり,これらを側面から拘束・支
持する構造物。 

core restraint 

mechanism 

44018 

 

 

炉心支持枠 

高速増殖炉において,燃料,ブランケット,中性
子遮へい体などが所定の位置で自立するよう水平
方向から支持する構造物。 

core former 

44019 

 

 

炉心上部機構 

高速増殖炉において,炉心の上部に位置し,制御
棒駆動機構,炉心出口の計装などを支持,案内す
る構造物。 

upper core structure 

44020 

 

 

黒鉛スリーブ 

ガス冷却炉において,燃料を収納する黒鉛製の円
筒。 

graphite sleeve 

44021 

 

 

ラッパ管 

高速増殖炉において,燃料要素の冷却材の流路を
確保し,また,燃料要素を支持し保護する六角柱
状の筒。 

wrapper tube, 
duct tube 

44022 

503 30710 燃料チャネル 

一本以上の燃料集合体を収め,その中を冷却材が
流れるようにした流路。 

fuel channel 

44023 

239  

冷却材チャネル 

炉心内の冷却材流路。 

備考 通常,燃料チャネルに限って用いられ

る。 

coolant channel 

44024 1017  

原子炉ループ 

原子炉において,運転上又は実験上の目的のため
に流体を流すことのできる配管系。 

備考 実験用のループの一部が炉心内にある

とき,このループをインパイルループと
呼ぶ。また,そのループが核分裂可能物
質を含む場合には,アクチブループ(ホ
ットループ)と呼ばれる。 

reactor loop 

44025 

 

 

プレナム(原子炉容器
の) 

原子炉容器内の空間部分であって,主として冷却
材の混合が行われる場所。 

plenum 


100 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

44026 

 

 

スパージャ 

沸騰水炉において,冷却材を炉内に均一に流入さ
せるためのリング状配管であって,多数の孔又は
ノズルを設けたもの。 

sparger 

44027 

 

 

レダン 

タンク型の高速増殖炉において,原子炉容器内の
高温と低温の冷却材を仕切るために設けられる薄
板の構造物。 

redan 

44028 

365  

ダウンカマー 

冷却材を下方に循環させるための原子炉容器内の
空間。 

downcomer 

44029 

758  

減速材タンク 

ある型の動力炉の原子炉容器内に設けられる円筒
で,ダウンカマーを通る下向きの流れと炉心を通
って上方に向かう流れを分離するためのもの。 

moderator tank 

44030 

 

 

炉心槽 

加圧水炉において,原子炉容器内側に設置され,
炉心の支持と冷却材の流路の形成を主な目的とす
る円筒状構造物。 

core barrel 

44031 

 

 

炉心バッフル 

加圧水炉などにおいて,炉心槽の内側にあって,
炉心の外周に沿って設置され,冷却材の流路形成
を主な目的とする構造物。 

baffle plate, 
core baffle 

44032 

 

 

[炉心]シュラウド 

沸騰水炉などにおいて,上部格子板及び炉心支持
板を支持し,また,炉内の冷却材の流路を形成す
る円筒状構造物。 

core shroud 

44033 

 

 

スタンドパイプ 

1) ガス冷却炉において,原子炉圧力容器頂部に

接続された管。制御棒駆動装置の収納,燃料
などの出し入れの際通路として用いられる。 

2) 沸騰水炉において,炉心から出てくる蒸気と

水の二相混合流を気水分離器へ導く管。 

standpipe 

44034 

771  

燃料集合体ギャップ 

沸騰水炉の炉心における燃料集合体間のスペー
ス。制御棒用に作られたものではない。 

narrow [water] gap 

44035 

227  

制御棒間げき(隙) 

炉心の燃料集合体の間に設けられた制御棒用のス
ペース。 

control rod gap 

44036 

 

 

制御棒駆動機構ハウ
ジング 

制御棒駆動機構を収納するため,原子炉容器に直
接取り付けられた円筒状構造物。制御棒駆動装置
圧力ハウジングともいう。 

control rod drive 

mechanism 
[pressure] housing 

44037 

 

 

制御棒案内管 

制御棒の挿入・引き抜きを案内する管。 

control rod guide tube 

44038 

 

 

制御棒クラスタ案内
管 

加圧水炉において,炉心の上部に位置し,制御棒
クラスタの挿入・引き抜きを案内する管。 

control rod cluster 

guide tube 

44039 

 

 

炉内核計装案内管 

炉心内の中性子計測用検出器の挿入・引き抜きを
案内する管。 

in-core monitor guide 

tube 

44040 

 

 

炉内核計装ハウジン
グ 

沸騰水炉において,原子炉容器に直接取り付けら
れ,炉内核計装を収納する円筒状構造物。 

in-core monitor 

housing 

44041 1240  

シンブル 

一方の端などが閉じられた管であって,制御要素,
実験器材,計装機器を炉内に挿入するために用い
られる。 

thimble 

44042 

 

 

原子炉容器ガードベ
ッセル 

高速増殖炉において,原子炉容器などから冷却材
が漏洩したとき,原子炉容器内の必要液位を確保
するために原子炉容器の外側に設置される容器。 

reactor guard vessel 

44043 1010  

原子炉キャビティ 

加圧水炉において,燃料取替時に放射線遮へい用
の水を張るため,原子炉容器の上部に設けられた
空間。 

reactor cavity 

44044 

 

 

原子炉ウェル 

沸騰水炉において,原子炉キャビティと同じ機能
を果たすもの。 

reactor well 


101 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

44045 

 

 

機器貯蔵ピット 

原子炉ウェルの一部であって,燃料取替時に蒸気
乾燥器,気水分離器などを貯蔵する場所。 

dryer separator storage 

pit 

44046 

 

 

中性子遮へい体 

炉心からの中性子を遮へいするため,炉心の周囲
に設けられるもの。 

neutron shield 

44047 1228 30725 熱遮へい体 

炉心からの

及び中性子を吸収,減衰させ,原子

炉容器や一次遮へいの発熱を抑制するためのも
の。 

thermal shield 

44048 

899 
900 

30708 遮へいプラグ 

炉心からの放射線を遮へいするため,原子炉容器
上部,圧力管集合体の端部,実験孔などに設けら
れる着脱可能な遮へい体。 

[shield] plug 

44049 

 

 

鉄水遮へい体 

カランドリアに接して設けられる放射線遮へい体
であって,鉄及び水で構成されるもの。カランド
リア及び圧力管集合体を支持する機能をもつ。 

radiation shield vessel 

44050 

 

 

炉床断熱層 

ガス冷却炉において,炉心下部に位置し,炉心か
らの熱を遮へいする炉内構造物。 

core floor thermal 

insulation structure 

44051 

 

 

ルーフスラブ 

タンク型の高速増殖炉における原子炉容器上部遮
へいプラグ。 

roof slab 

44052 

 

 

回転プラグ 

高速増殖炉における遮へいプラグ又はルーフスラ
ブの一部であって,搭載した燃料交換装置を燃料
チャネルなどに接続し得るように回転可能とした
構造物。 

rotating plug 

44053 

 

 

炉内ラック 

一時的に燃料集合体などを収納するため,原子炉
容器内に設けられた架台。 

in-vessel rack 

44054 

 

 

ジェットポンプ 

沸騰水炉において,冷却水を炉心下部へ送るため
に,原子炉容器内に設けられた噴流ポンプ。 

jet pump 

44055 

 

 

気水分離器 

蒸気と水の二相混合流から蒸気を分離するための
機器。 

steam separator 

44056 

 

 

蒸気乾燥器 

気水分離器から出てくる蒸気の湿分をさらに低減
させるための機器。 

steam dryer 

44057 

 

 

カバーガス 

液体の自由表面の上部の空間に満たされるガス。 cover gas 

44058 

 

 

ヘリウム系 

カバーガスとして用いるヘリウムの循環・浄化を
行う設備。 

helium gas system 

 

2. 原子炉冷却系 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

45001 

925  

一次冷却材 

炉心又は増殖ブランケットなどから熱を取り出す
ための冷却材。原子炉冷却材ともいう。 

primary coolant, 
reactor coolant 

45002 1095  

二次冷却材 

一次冷却材から熱交換器などを介して熱を取り出
すための冷却材。 

secondary coolant 

45003 

926 30721 一次冷却材回路 

一次冷却材が循環する回路。一次冷却材ループと
もいう。 

primary coolant circuit 

45004 1096 30722 二次冷却材回路 

二次冷却材が循環する回路。二次冷却材ループと
もいう。 

secondary coolant 

circuit 

45005 

 

 

主ガスダクト 

ガス冷却炉において,原子炉圧力容器と蒸気発生
器を結ぶもので,一次冷却材の流路となるもの。 

main gas duct 


102 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

45006 

608  

中間冷却材回路 

放射性の一次冷却材回路と,水のような伝熱媒体
を含む回路との熱交換を行うナトリウム冷却型高
速炉において,放射性冷却材と水との接触を避け
るため両者の中間に設けるナトリウム冷却材回
路。 

intermediate coolant 

circuit 

45007 

 

 

中間熱交換器 

一次冷却材から二次冷却材へ熱を伝えるための熱
交換器。 

intermediate heat 

exchanger 

45008 

 

 

高温二重配管 

高温の熱媒体を輸送するための二重管構造の配
管。 

high temperature 

concentric pipe 

45009 

 

 

主蒸気系 

原子炉又は蒸気発生器で発生した蒸気をタービン
へ送る設備。 

main steam system 

45010 

 

 

蒸気発生器 

水が伝熱管の内又は外を通過する間に加熱され,
蒸気になるように設計された熱交換器。略号 SG, 
SRU 

steam generator, 
steam raising unit 

45011 

 

 

加圧器 

加圧水炉において,一次冷却材の庄力を調整する
ため,そのループに接続される機器。 

pressurizer 

45012 

 

 

蒸気ドラム 

蒸気と水の二層混合流から蒸気を分離するための
機器を収納した耐圧容器。 

steam drum 

45013 

 

 

一次冷却材ポンプ 

一次冷却材を循環させるためのポンプ。略号 RCP reactor coolant pump 

45014 

 

 

原子炉冷却材再循環
系 

沸騰水炉などにおいて,炉心に冷却材を強制的に
循環させるための設備。 

primary loop 

recirculating system, 

PLR system 

45015 

 

 

[原子炉]インターナ
ルポンプ 

原子炉圧力容器に内蔵される原子炉再循環ポン
プ。 

[reactor] internal pump 

45016 

 

 

原子炉再循環ポンプ 

原子炉冷却材再循環系に用いるポンプ。 

primary loop 

recirculating pump, 

PLR pump 

45017 

 

 

原子炉給水系 

復水を加熱及び加圧して原子炉に供給する設備。 reactor feed water 

system 

45018 

 

 

主給水系 

加圧水炉において,主復水器の復水を給水加熱器
で加熱して蒸気発生器に供給する設備。 

main feed water 

system 

45019 

702  

補給水設備 

一次冷却材の量を所定限度内に維持するための設
備。 

make-up system 

45020 

 

 

化学体積制御系 

加圧水炉において,一次冷却材の補給と浄化,ほ
う素濃度,溶存水素濃度の調整などを行う設備。 
略号 CVCS系 

chemical and volume 

control system 

45021 

 

 

余熱除去系 

原子炉停止後の残留熱を除去するための冷却設
備。残留熱除去系ともいう。略号RHR系 

residual heat removal 

system 

45022 

 

 

重水冷却系 

重水減速材の温度上昇を抑制するために重水を循
環冷却する設備。 

moderator cooling 

system 

45023 

 

 

原子炉補機冷却系 

原子炉施設の各種補機に冷却水を循環させる設
備。原子炉補機冷却水系ともいう。 

reactor building closed 

cooling 
watersystem, 

component cooling 

water system 

45024 1140  

[ナトリウム]コール
ドトラツプ 

循環しているナトリウム中の不純物(通常は酸化
ナトリウム)を除去するため,ナトリウムを低温
部に導き不純物を凝固させる装置。 

[sodium] cold trap 


103 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

45025 1142  

[ナトリウム]ホット
トラップ 

循環しているナトリウム中の不純物(通常は酸化
ナトリウム)を除去するため,ナトリウムを高温
の固体に接触させ,不純物と固体を反応させる装
置。 

[sodium] hot trap 

45026 

 

 

補助ナトリウム系 

高速増殖炉において,冷却系統のナトリウムの液
位制御,純化,充てん,ドレン及び貯蔵を行う設
備。 

auxiliary sodium 

system 

45027 

 

 

ナトリウム−水反応
生成物処理設備 

高速増殖炉において,蒸気発生器内で伝熱管が破
損しナトリウム−水反応が生じた場合に,ナトリ
ウム側の圧力上昇を抑制し,また,放出される水
素ガス中のナトリウム及び反応生成物を分離回収
する設備。 

sodium water reaction 

product disposal 
system 

45028 

 

 

原子炉冷却材浄化系 

一次冷却材中の不純物を除去するため,一次冷却
材をろ過,イオン交換などによって浄化する設備。 

reactor water clean-up 

system, 

clean-up water system 

45029 

 

 

重水浄化系 

重水冷却系から重水の一部を分流し,その中の不
純物を除去する設備。 

clean-up moderator 

system 

45030 

 

 

炭酸ガス系 

圧力管型原子炉において,カランドリア管と圧力
管の間に流す炭酸ガス中の湿分を計測し,圧力管
又はカランドリア管からの漏えいを検出するため
の設備。 

carbon dioxide gas 

system, 

annulus gas system 

45031 

 

 

タービンバイパス系 

主蒸気をタービンを通さずに直接復水器へ放出さ
せる設備。 

turbine bypass system 

 

3. 原子炉制御系 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

46001 1012 30732 原子炉制御 

原子炉の出力,圧力,冷却材流量などを制御し,
原子炉を所定の運転状態に到達させ,また,維持
すること。 

reactor control 

46002 1013  

原子炉制御系 

原子炉の反応度,圧力,冷却材流量などを制御す
る設備の総称。 

reactor control system 

46003 

 

 

反応度制御系 

原子炉の出力変化,燃料の燃焼,核分裂生成物の
生成などに応じて原子炉の反応度を制御する設備
の総称。 

reactivity control 

system 

46004 

 

 

加圧器圧力制御系 

加圧水炉において,加圧器の圧力を所定の値に保
つため,逃がし弁の開閉,スプレー弁の開度及び
加熱装置の出力を制御する設備。 

pressurizer pressure 

control system 

46005 

 

 

加圧器水位制御系 

加圧水炉において,加圧器の水位を所定の値に保
つため,充てんする水の量を制御する設備。 

pressurizer level 

control system 

46006 

 

 

給水制御系 

原子炉,蒸気発生器又は蒸気ドラムの水位を所定
の値に保つため,給水流量を制御する設備。 

[reactor] feedwater 

control system 

46007 

 

 

原子炉水位制御系 

沸騰水炉において,炉内の水位を所定の値に保つ
ため,原子炉給水流量を制御する設備。原子炉給
水制御系ともいう。 

reactor [water] level 

control system 

46008 

 

 

重水水位制御系 

新型転換炉において,カランドリア内の重水水位
を所定の値に保つため,カバーガスのヘリウムの
圧力を制御する設備。 

heavy water level 

control system 


104 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

46009 

 

 

原子炉圧力制御系 

沸騰水炉において,炉内の圧力を所定の値に保つ
ため,タービン蒸気加減弁,タービンバイパス弁
開度を制御する設備。 

reactor pressure control 

system 

46010 

 

 

主蒸気逃し弁制御系 

加圧水炉において,蒸気発生器の圧力を制御する
ため,主蒸気逃がし弁の開度を調整する設備。 

main steam relief valve 

control system 

46011 

30737 吸収制御 

燃料,減速材,反射材のいずれでもない中性子吸
収材の性質,位置又は量を調節することによって
行う原子炉制御。 

absorption control 

46012 

507 30734

燃料制御 

燃料の性質,位置又は量を調節することによって
行う原子炉制御。 

fuel control 

46013 

755 30735 減速材制御 

減速材の性質,位置又は量を調節することによっ
て行う原子炉制御。 

moderator control 

46014 1162 30736 スペクトルシフト制

御 

減速材制御の特別な場合であって,中性子のエネ
ルギースペクトルを意識的に変化させるもの。 

spectral shift control 

46015 

488 30738 流体ポイズン制御 

流体状のポイズンが存在する位置又は量を調節す
ることによって行う原子炉制御。 

備考 流体ポイズンとしては可溶性化学物質

又は懸濁粒子の場合もある。 

fluid-poison conrol 

46016 

106  

ほう素制御 

加圧水炉などで,減速材又は冷却材中に溶けてい
る中性子吸収材のほう素の量を変化させることに
よって行う原子炉制御。 

boron control 

46017 1031 30739 反射体制御 

反射体の性質,位置又は量を調節することによっ
て行う原子炉制御。 

reflector control 

46018 

220 30733 配列制御 

燃料,減速材,反射材又は減速材の配置を調節す
ることによって行う原子炉制御。 

configuration control 

46019 

 

 

分割制御 

大型炉心の出力分布制御の一方式で,炉心を幾つ
かの領域に分割し,各領域の出力をその領域の制
御棒によって制御すること。領域制御ともいう。 

regional control, 
zone control, 
sector control 

46020 

941  

再循環流量制御 

冷却材再循環流量を変えることによって行われる
沸騰水炉の制御法の一つ。ボイド率が変化すると
反応度に影響することを利用する。 

pump control 

46021 

 

 

再循環流量制御系 

沸騰水炉において,冷却材再循環流量を調節する
ことによって,原子炉出力を制御する設備。 

reactor recirculation 

flow control system 

46022 1120 30743 シミング 

反応度及び中性子束分布の長期変化を補償するこ
と。 

shimming 

46023 

178  

化学シミング 

一次冷却材,液体の減速材などに中性子をよく吸
収する化学物質を混入させて,反応度を比較的大
きく変化させること。ケミカルシムともいう。 

chemical shimming 

46024 

 

30742 微調整 

反応度の小さな変化を補正すること。 

fine control 

46025 

 

吸収要素 

余剰反応度又は反応度分布に影響を与える中性子
吸収材を含む原子炉部品。 

absorber element 

46026 

134  

可燃吸収材 

原子炉内の中性子吸収体であって,中性子を吸収
することによってその吸収能力が大きく低下する
もの。 

備考 これによって,燃料の燃焼による反応度

の低下が,部分的に補償される。 

burnable absorber 

46027 1216  

一時吸収材 

特定の時期に原子炉内に加えられる中性子吸収
材。大きな余剰反応度をもつ運転開始時,又は中
性子束分布が通常と異なる場合に用いる。 

temporary absorber 


105 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

46028 

832 30555 ポイズン 

大きい中性子吸収断面積をもつため,反応度を減
少させる物質。 

nuclear poison 

46029 

477  

核分裂ポイズン 

核分裂生成物からなるポイズン。 

fission poison 

46030 

135 30556 可燃ポイズン 

炉心に挿入されたり,燃料に直接混入されるポイ
ズンであって,中性子照射の進行に伴って中性子
吸収能力が低下する性質を利用して,長期的な反
応度の低下を補償するもの。 

burnable poison 

46031 

 

 

ポイズン供給系 

新型転換炉において,重水減速材にほう酸を注入
することによって化学シミングを行う設備。 

poison control system, 
liquid poison injection 

system 

46032 

 

 

ほう素濃度制御系 

加圧水炉において,ほう酸を用いて化学シミング
を行う設備。 

boron control system 

46033 

 

 

臨界ほう素濃度 

原子炉を臨界状態に維持するために必要な冷却材
(減速材)中のほう素濃度。炉心の状態(出力,
燃焼度など)に応じて変化する。 

critical boron 

concentration 

46034 

109  

ほう酸注入 

通常運転中の原子炉において,反応度の減少又は
緊急停止の目的で冷却材へほう素溶液を注入する
こと。 

boron injection 

46035 

 

 

ほう酸水注入系 

沸騰水炉の後備停止系としてほう酸水を冷却材中
に注入する設備。 

standby liquid control 

system 

46036 

225 41524 制御要素 

原子炉制御のため,反応度に影響を及ぼす目的で
設けられた原子炉の可動部品。 

control member, 
control element 

46037 

226 41525 制御棒 

中性子を吸収して原子炉の反応度を制御する,棒
状,板状又は断面が十字型のもの。 

control rod 

46038 

191  

制御棒クラスタ 

加圧水炉において,分散配列された制御棒を上部
で連結して,一体として動くようにしたもの。 

cluster control rod 

46039 

70  

制御棒バンク 

同じ挿入位置を保ち,そろって動かされる制御棒
グループ。 

banked rod 

46040 

192 41526 粗調整要素 

原子炉の反応度を大きく変更するか,又は中性子
束分布を変更するために使われる制御要素。 

coarse control member, 
coarse control element 

46041 

193  

粗調整棒 

棒状の粗調整要素。 

coarse [control] rod 

46042 

461 41519 微調整要素 

原子炉の反応度を細かく,かつ,正確に調整する
ために使われる制御要素。 

fine control member, 
fine control element, 
regulating member, 
regulating element 

46043 

462  

微調整棒 

棒状の微調整要素。 

fine control rod 

46044 1119 41520 シム要素 

原子炉の反応度及び中性子束分布の長期変化を,
補償するために用いられる制御要素。 

shim member, 
shim element 

46045 

493  

ホロワー 

制御要素の延長部分であって,引き抜かれた後の
空間を占めるもの。 

follower 

46046 

228  

制御棒パターン 

数日又は数週間の間維持される制御棒の挿入位置
の組合せ。 

備考 通常,冷却材流量の変化によって出力を

制御する沸騰水炉において用いられる。 

control rod pattern 

46047 

 

 

制御棒パターン調整 

燃料の燃焼に伴う原子炉の反応度変化を補償する
ため,原子炉に挿入されている制御棒の深さを調
整すること。 

control rod pattern 

adjustment 


106 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

46048 

 

 

制御棒パターン変更 

燃料の燃焼に伴う原子炉の反応度変化を補償する
ため,又は燃料を均一に燃焼させるため,原子炉
に挿入する制御棒の組合せ(パターン)を変更す
ること。制御棒パターン交換ともいう。 

control rod pattern 

change, 

control rod pattern 

exchange 

46049 

229  

制御棒配置 

一連の制御棒パターン。 

control rod sequence 

46050 

230  

制御棒価値 

ある条件下で臨界状態にある原子炉において,1
本の制御棒を完全に引き抜いたときと,完全に挿
入したときの反応度の変化量。 

control rod worth 

46051 

 

 

制御棒価値ミニマイ
ザ 

制御棒操作を監視し,所定の順序から外れた操作
に対して警報を発したり引抜きを阻止する装置。 

rod worth minimizer 

46052 

 

 

制御棒干渉効果 

制御棒価値が他の制御棒の存在によって影響を受
けること。 

control rod interference 

effect 

46053 

224  

制御棒制御系 

制御棒を動かし,その位置を調整する設備。 

rod control system 

46054 

 

41523 制御棒駆動装置 

制御棒を炉心に挿入,引抜き及び保持する装置。
制御棒駆動機構ともいう。 

control [rod] drive 

[mechanism], 

control member drive 

mechanism 

46055 

 

 

制御棒位置指示計装 

制御棒の炉心内の位置を監視し指示する設備。 

rod position 

information system, 

rod position indication 

system 

46056 

 

 

制御棒引抜監視装置 

沸騰水炉が出力領域にあるとき,制御棒操作時の
局所的な中性子束を監視し,それが上昇し過ぎな
いよう制御棒の引抜きを阻止する装置。 

rod block monitor 

46057 

 

 

制御棒引抜シーケン
ス 

制御棒の引抜きによって過度に反応度が増加した
り,出力分布のひずみが生じないように定められ
た,引抜きの順序とその量。 

control rod withdrawal 

sequence 

46058 

 

 

制御棒の挿入引抜限
界 

原子炉の適切な制御を確保するために定められ
た,制御棒の挿入引抜き位置に対する制限。 

control rod insertion 

withdrawal limit 

46059 

108  

ほう素ガラス制御棒 

中性子吸収材であるほう素を含むガラスの制御
棒。 

備考 可燃吸収材として使える。 

boron glass rod 

46060 

110  

ほう素板 

ほう素を含む鋼板状の中性吸収材。 

備考 可燃吸収材としての機能もある。 

boron plate 

46061 

756  

減速材ダンプ 

迅速に原子炉を停止するために減速材の位置を下
げること。 

moderator dumping 

46062 

 

 

重水ダンプ 

重水を減速材や反射材として用いる原子炉におい
て,制御棒の後備停止設備としてカランドリア内
の水位を下げること。 

heavy water dumping 

46063 1076 41403 安全要素 

制御要素の一種であって,単独又は他のものと協
同して原子炉の緊急停止のために負の反応度を与
えるもの。 

safety member, 
safety element 

46064 1077  

安全棒 

棒状の安全要素。 

safety rod 

46065 

 

41521 緊急停止制御棒 

原子炉の急速な停止のために使われる棒状制御要
素。 

emergency shutdown 

rod 

 


107 

Z 4001 : 1999  

4. 原子炉計装 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

47001 

 

 

原子炉計装 

原子炉に特有な制御と状態の監視を確実なものに
する電気・電子機器で,すべての制御機器と安全
関連機器を含む。 

nuclear reactor 

instrumentation 

47002 

 

41301 炉心計装 

炉心内の中性子束密度,温度,冷却材流量などを
測定するための装置の総称。炉内計装ともいう。 

in-core instrumentation 

47003 

 

 

核計装 

原子炉内の中性子束分布を測定し,出力分布又は
出力に換算するなどして,原子炉の状態を監視す
るための計測系。中性子検出器,増幅器,指示機
器,記録計などからなる。 

備考 核計装のうち,中性子検出器を炉心内に

置く場合を炉内核計装,原子炉の外に置
く場合を炉外核計装という。 

nuclear 

instrumentation 

47004 

 

 

プロセス計装 

原子炉施設等において温度,圧力,流量などを測
定し監視するための設備。核計装に対置される用
語。 

process 

instrumentation 

47005 

 

41305 反応度計 

一個以上の検出器をもち,原子炉の反応度を表示
する電子装置。 

reactivity meter 

47006 

 

41304 ペリオド計 

原子炉時定数を表示するため,1個以上の検出器を
もつ電子装置。 

備考 この機器は,時定数,倍加時間,1分間

当たりのデカード数などの単位で目盛
られている。 

period meter 

47007 1150  

中性子源領域モニタ 

中性子源領域にある原子炉の出力を監視するモニ
タで,原子炉の停止時及び起動時の状態監視に用
いられる。 

source range monitor 

47008 

 

 

起動領域モニタ 

1. 中性子源領域モニタに同じ。 
2. 中性子源領域モニタ及び中間領域モニタの機

能をもつモニタで,起動から中間出力(定格
出力の数%)までの領域で用いられる原子炉出
力モニタ。広域起動系モニタともいう。 

start-up range 

[neutron] monitor, 

wide range [neutron] 

monitor 

47009 

610  

中間領域モニタ 

中間領域にある原子炉の出力及びその上昇率を監
視するモニタ。略号 IRM 

intermediate range 

monitor 

47010 

914  

出力領域モニタ 

出力領域にある原子炉の出力を監視するモニタ。
原子炉の定格出力の数%から定格出力までの範囲
の原子炉の状態監視に用いる。 

power range monitor 

47011 

 

 

局部出力領域モニタ 

出力領域モニタの一種で,炉心内に分散配置され
た検出器からの信号を受けて炉心の局部出力の連
続監視に用いられる。 

local power range 

[neutron] monitor 

47012 

 

 

平均出力領域モニタ 

出力領域モニタの一種で,局部出力領域モニタの
信号を受けて出力の平均値を表示する。 

average power range 

[neutron] monitor 

47013 

 

41506 熱出力測定装置 

冷却材流体の温度及び流量の測定器からなり,コ
ンピュータと組み合わせて原子炉の熱出力を示す
装置。 

thermal power 

measuring assembly 

47014 

 

41303 放射化応用出力測定

装置 

物質の放射化の程度を測定し,それに基づいて原
子炉の熱出力を示す装置。 

power measuring 

assembly based on 
activation 


108 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

47015 

 

 

可動式炉内中性子検
出器 

通常は炉心の外に置き,炉心内の中性子束分布を
測定するときに,駆動装置によって炉心内の所定
の位置に挿入できる炉内核計装用小型中性子検出
器。 
略号 TIP 

movable incore 

neutron detector, 

transversing incore 

probe 

47016 

 

41518 キャンベル式中性子

モニタ 

核分裂電離箱からの信号の変動に基づいて原子炉
内の中性子束密度を測定するために作られた装
置。中性子束密度は信号変動の分散に比例する。 

Campbell system for 

neutron monitoring 

47017 

 

41504 ガスフロー式中性子

フルエンス率測定装
置 

原子炉炉心の中性子束密度分布を決定するために
作られた装置で,核分裂性物質のターゲットと検
出器からなり,ターゲット内に生じた核分裂生成
物は不活性ガス流によって原子炉外に設けられた
検出器まで運ばれる。 

gas-flow neutron 

fluence rate 
measuring assembly 

47018 

 

41507 炉内中性子フルエン

ス率分布測定系 

原子炉炉心の中性子束密度分布を決定するために
作られた装置。 

備考 典型的なシステムは,炉心に超小型電離

箱を挿入するもの,又は放射能分布を測
定するワイヤ若しくはテープを炉心に
挿入するものがある。 

in-core neutron fluence 

rate mapping system 

47019 

 

41510 FPポイズニング予測

装置 

核分裂生成物の毒作用による原子炉反応度の変化
を予想するために作られた装置。 

備考 例:キセノン・ポイズニング予測計 

fission products 

poisoning predictor 

47020 

 

41511 原子炉伝達関数計 

反応度の変化が引き起こす中性子束の変動を測定
し,原子炉伝達関数を与える装置。 

transfer function meter 

47021 

 

41516 雑音診断系 

(原子炉) 

原子炉構成部品の潜在的欠陥の早期発見を目的と
して,中性子束の変動,冷却材圧力,振動などの
原子炉パラメータの監視と解析を行うシステム。 

noise diagnostic 

system (of a nuclear 
reactor) 

47022 

 

41307 燃料チャネル放射能

比較装置 

前もって個々の燃料チャネル又はチャネルグルー
プ内の核分裂生成物濃度を測定しておき,それを
基準として,同じチャネル又はチャネルグループ
内の核分裂生成物濃度を自動的に比較する測定機
器。 

channel activity 

comparator 

47023 

 

41509 冷却材放射能モニタ 

原子炉冷却材の放射能を測定し,設定値を超えた
ときに警告を発するように作られた装置。 

coolant gross activity 

monitor 

47024 

 

41515 炉内温度測定系 

炉内温度測定センサを用い,一次冷却材,燃料及
び原子炉構造物の温度を測定するための装置。 

備考 通常運転に必要な情報を与える一般炉

内監視システムに組み込まれているも
の,又は炉内温度測定システムとして独
立したものがある。 

in-core temperature 

measuring system 

47025 

 

41514 炉内温度測定センサ 

炉心又は原子炉容器内の定められた場所の温度を
示す信号を出すように作られた固定式又は可動式
のデバイス。 

備考 例:シース熱電対 

絶縁接合熱電対 
非絶縁接合熱電対 
同軸サーモメータ 
抵抗式サーモメータ 

in-core temperature 

measuring sensor 


109 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

47026 

 

 

炉内熱電対計装 

加圧水炉において,熱電対を使用し,炉内の冷却
材温度を測定する装置。 

incore thermocouple 

instrumentation 
system 

47027 

 

41501 被覆管温度計算機 

原子炉の出力測定量と炉内測定温度に基づいて,
燃料被覆のうち最も熱くなっている点が到達する
温度を計算するコンピュータ。 

clad temperature 

computer 

47028 

137  

バーンアウト検出器 

試験ループで使用する安全装置であって,限界熱
流束に到達したことを表示するもの。 

burnout detector 

47029 

 

41505 冷却材漏えい測定装

置 

原子炉からの冷却材の漏えいを測定するために作
られた装置。 

coolant leakage 

measuring assembly 

47030 

 

41508 重水・軽水熱交換器漏

えいモニタ 

原子炉の一次冷却重水回路から二次冷却軽水回路
への重水の漏えいを検出するため,二次冷却材回
路中の放射能を検出するように作られた監視装
置。 

heavy-light water heat 

exchanger leak 
monitor 

47031 

 

41512 重水量計 

原子炉の重水・軽水混合物中の重水量を,連続的
又は断続的に測定するために作られた成分計。 

heavy water content 

meter 

47032 

 

41502 導電率計 

原子炉の運転にかかわる液体の品質を代表する液
体試料(通常は水)の電導度を測定する装置。 

conductivity meter 

47033 

 

41503 流体フローメータ 

原子炉の冷却材及び減速材回路内にある流体の流
れを測定する装置。 

fluid flowmeter 

 

5. 安全系 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

48001 

 

41402 安全系(原子炉の) 

原子炉の安全停止及び炉心の熱除去を確実にし,
また,異常な事象や事故の影響を制限するために
設けられた諸設備。 

safety [related] system 

48002 

 

41401 警報系(原子炉の) 

種々の警告装置からなるシステム。 

備考 これらは,直ちに危険な結果をもたらさ

ない場合であっても,異常状況の発生を
示すため視覚又は可能ならば聴覚に訴
えるように作られている。 

warning system (of a 

nuclear reactor) 

48003 

 

 

原子炉[安全]保護系 原子炉の異常を自動的に検出し,制御棒の作動な

ど原子炉を保護するために必要な信号を発し,そ
れを伝える設備。 

reactor [safety] 

protection system 

48004 1021 41522 原子炉安全ヒューズ 

原子炉内の過剰な温度又は中性子束に感応して,
原子炉の反応率を安全なレベルまで下げる働きを
するよう設計された独立装置。 

reactor safety fuse 

48005 1075  

安全回路 

種々の機器からの情報を受け,原子炉の状態を測
定し,原子炉の健全性を確保するために安全系の
一つ又は複数の設備を自動的に作動させるように
設計された論理回路。 

safety circuit 

48006 

 

41416 [安全]アラーム系 

安全系の一部であって,すべての安全アラームか
らなるもの。 

備考 安全アラームは運転員に必要な安全行

動をとらせるために警告を発する。 

[safety] alarm system 


110 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

48007 

 

41517 安全パラメータ表示

系 

反応度制御,原子炉冷却材系の保全,炉心冷却及
び一次系からの熱除去,放射能管理,格納容器保
全などに関連する主要なパラメータを表示するシ
ステム。 

備考 我が国では使用例がない。 

safety parameter 

display system 

48008 

 

41417 安全論理アセンブリ 

一つ又はそれ以上の安全モニターに接続され,か
つ,論理機能を備えており,一つ又はそれ以上の
安全駆動装置にコマンド信号を送るよう設計され
たアセンブリ。 

safety logic assembly 

48009 

 

41412 安全駆動系 

原子炉保護系によって起動されたとき,必要な安
全動作を実施することが求められるような機器の
集まり。 

safety actuation system 

48010 

 

 

原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ 

一次冷却材を保持する原子炉圧力容器及び配管類
であって,事故時において一次冷却材に対する圧
力障壁を形成する範囲の設備。その破損は冷却材
喪失事故となる。 

reactor coolant 

pressure boundary 

48011 

 

 

主蒸気隔離弁 

主蒸気管に設置される弁であって,それが閉じる
ことによって格納容器バウンダリの一部を形成す
るもの。 

main steam isolation 

valve 

48012 

396  

緊急冷却 

原子炉施設に事故が発生したとき,残留出力によ
る炉心の過熱を防止するため,原子炉を非常用炉
心冷却設備を用いて冷却すること。 

emergency core 

cooling 

48013 

395  

非常用炉心冷却設備 

一次冷却材喪失事故のように,通常の原子炉冷却
が不可能となった場合に炉心の残留熱を除去する
ための設備。略号 ECCS 

emergency [core] 

cooling system 

48014 

 

 

直接炉心冷却系 

高速増殖炉における余熱除去系であって,原子炉
容器内のナトリウム中に設置した熱交換器を用い
るもの。 

direct reactor auxiliary 

cooling system 

48015 

 

41409 緊急停止安全系 

逆行することのない操作によって,迅速な原子炉
停止を行う安全システム。 

emergency shut-down 

safety system 

48016 

 

41413 [原子炉]緊急停止系 制御棒を与えられた時間内に自動的に挿入し,定

められた速さで反応度を低下させることのできる
システム。これによって,原子炉は出力状態から
未臨界状態になる。 

rapid shut-down 

system, 

reactor emergency 

shutdown system 

48017 

 

 

後備停止系 

制御棒など通常の原子炉停止手段の後備として設
けられる停止設備。 

reserved shut-down 

system, 

backup scram system 

48018 

 

 

主蒸気安全弁 

主蒸気逃し弁の後備として設置される弁。蒸気圧
が弁の設定圧以上になれば自動的に開放される。 

main steam safety 

valve 

48019 

 

 

主蒸気逃し弁 

主蒸気系に圧力上昇が起こった場合,圧力センサ
の信号によって開放され,圧力上昇を抑制する弁。 

main steam relief valve 

48020 

 

 

自動減圧系 

沸騰水炉において,原子炉の減圧速度の遅い冷却
材喪失事故時に主蒸気逃がし安全弁の一部を開放
して原子炉を減圧させ,低圧注入系などによる冷
却水の注入を促進させる設備。略号 ADS 

automatic 

depressurization 
system 

48021 

 

 

主蒸気逃がし安全弁 

主蒸気逃し弁と主蒸気安全弁の機能を合わせもつ
弁。 

main steam 

safety-relief valve 

48022 

921  

圧力抑制 

事故時に原子炉格納容器内の圧力を減少させるこ
と。例えば,水プールや氷使用の凝縮器などを利
用して蒸気を凝縮させる。 

pressure suppression 


111 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

48023 

922  

圧力抑制系 

冷却材喪失事故によって格納容器内に蒸気及び/
又は水が放出された場合に,格納容器内の圧力を
減少させるよう設計されたシステム。通常は蒸気
凝縮を行うシステムをいう。 

pressure-suppression 

system 

48024 

 

 

蓄圧注入系 

加圧水炉における非常用炉心冷却設備の一つ。冷
却材喪失事故時に,ガスによって加圧されたタン
ク内の貯蔵水を一次冷却材回路に注入する設備。 

accumulater injection 

system 

48025 

 

 

高圧注入系 

非常用炉心冷却設備の一つ。冷却材喪失事故時に
原子炉の圧力が高いうちから有効に機能する注水
設備。高圧注水系ともいう。略号 HPCI系,HPI
系 

high pressure [coolant] 

injection system 

48026 

 

 

低圧注入系 

非常用炉心冷却設備の一つ。冷却材喪失事故時に
原子炉の減圧後に有効に機能する注水設備。低圧
注水系ともいう。略号 LPCI系,LPI系 

low pressure [coolant] 

injection system 

48027 

 

 

炉心上部注入系 

加圧水炉における非常用炉心冷却設備の一つ。冷
却材喪失事故時に,ガスによって加圧されたタン
ク内の貯蔵水を炉心上部へ注入する設備。略号 
UHI系 

upper head injection 

system 

48028 

 

 

急速注水系 

圧力管型原子炉における非常用炉心冷却設備の一
つ。冷却材喪失事故時にガスによって加圧された
タンク内の貯蔵水を炉心に注入する設備。 

accumulated pressure 

core coolant 
injection system 

48029 1171  

スプレー冷却系 

事故時に格納容器内雰囲気の不揮発性核分裂生成
物の濃度を減少させ,かつ,格納施設内の温度,
圧力を減少させるように設計された散水システ
ム。 

spray cooling [system]  

48030 

244  

炉心スプレー系 

冷却材喪失事故のように,通常の原子炉冷却が不
可能となった場合,炉心に水を散布することによ
って残留熱を除去する緊急冷却システム。 

core spray system 

48031 

 

 

高圧炉心スプレー系 

沸騰水炉における非常用炉心冷却設備の一つ。冷
却材喪失事故時に原子炉の圧力が高いうちから機
能する注水系で,炉心上部から水を噴出させて炉
心を冷却する設備。略号 HPCS 

high pressure core 

spray system 

48032 

 

 

低圧炉心スプレー系 

沸騰水炉における非常用炉心冷却設備の一つ。冷
却材喪失事故時に原子炉の減圧後に機能する注水
系で,炉心上部から水を噴出させて炉心を冷却す
る設備。略号 LPCS 

low pressure core 

spray system 

48033 

 

 

原子炉格納容器スプ
レー系 

冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内に発生した
高温蒸気を冷却するために水を噴出する設備。 

containment spray 

system 

48034 

95  

ブローダウン系 

沸騰水炉において原子炉圧力容器内の圧力を下げ
るためのシステムであって,圧力容器内の蒸気を
ドライウェル又はウェットウェル若しくはその双
方へ噴出させるようになっているもの。 

blowdown system 

48035 

 

 

補助給水系 

加圧水炉において,主給水系の機能が喪失した場
合に,蒸気発生器に給水する設備。 

auxiliary feed water 

system 

48036 

 

 

原子炉隔離時冷却系 

原子炉が主復水器から隔離された場合などに冷却
水を原子炉に注入し,炉心を冷却する設備。 
略号 RCIC系 

reactor core isolation 

cooling system 

48037 

111  

底部注水 

冷却材喪失事故の際に,炉心底部から冷却水を注
入すること。 

bottom flooding 


112 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

48038 1033  

再冠水 

冷却水が漏れ出した原子炉容器内に水を再供給す
ることによって緊急時の炉心冷却を行うこと。 

reflooding, 
reflood 

48039 

 

 

非常用復水器 

原子炉が主復水器から隔離された場合に,原子炉
で発生した蒸気を導き,凝結させることによって
原子炉の残留熱を除去する設備。 

isolation condenser 

 

V3. その他の原子炉施設 

 

1. 燃料管理 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

50001 

516  

燃料管理 

基準や規定などに基づき,燃料の輸送,貯蔵,原
子炉内への装荷,取り出しなどを適切に行うよう
管理すること。 

fuel management 

50002 

140 30542 燃焼 

原子炉の運転中に,中性子による核変換によって,
燃料中の核分裂性物質の濃度が減少してゆくこ
と。広義には,原子炉内におけるその他の材料に
起こる核変換もいう。 

burnup, 
burn-up 

50003 

141 30543 燃焼率 

与えられた核種について,燃焼した量の,当初に
存在した量に対する割合。 

備考 通常,百分率で表す。 

burnup fraction, 
burn-up fraction 

50004 1156 30544 燃焼度 

核燃料の単位質量当たりに放出される全エネルギ
ー。燃料照射レベルともいう。 

備考 通常メガワット日毎トンで表される。 

specific burnup, 
specific burn-up 

50005 

456  

FIFA 

燃焼度の一つの尺度。ある量の燃料中で起きた核
分裂の総数を,その中に当初存在していた核分裂
性原子の数で割ったものに等しい。“50003 燃焼
率”参照。 

備考 核分裂当たりに放出されるエネルギー

は一定しないこともあるから,FIMAと
燃焼度との対応は一義的ではない。 

FIFAはFissions per Initial Fissile Atom

の略。 

FIFA 

50006 

460  

FIMA 

燃焼度の一つの尺度。ある量の燃料中で起きた核
分裂の総数を,その中に当初存在していた核分裂
可能原子の数で割ったものに等しい。 

備考1. 核分裂当たりに放出されるエネルギ

ーは一定しないこともあるから,
FIMAと燃焼度との対応は一義的では
ない。 

2. あいまいさを避けるため,この概念は

核分裂不可能な金属成分を含む燃料
に対しては使わない方が望ましい。 

FIMAはFissions per Initial Metal 

Atomの略。 

FIMA 

50007 1036  

相対転換率 

特定の中性子スペクトル(普通,熱中性子スペク
トル)のもとでの同組成の燃料の転換率を基準に
して,それに対する比の形で表示された転換率。 

備考 実験的に決めるには,絶対転換率よりも

この相対転換率の方が適している。 

relative conversion 

ratio 


113 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

50008 

595  

初期転換率 

燃料の燃焼がかなり進む以前の時点での転換率。 initial conversion ratio 

50009 

596  

初装荷炉心 

初装荷燃料だけから構成された炉心。 

initial core 

50010 

 

 

取替炉心 

一部又はすべてが取替燃料から構成された炉心。 reload core 

50011 

420  

平衡炉心 

原子炉の運転につれて炉心の燃料取替が繰り返さ
れ,ほぼ一定の組成をもつようになった炉心。 

equilibrium core 

50012 

128  

緩衝領域 

多領域炉心において,二つの異なる領域の間で中
性子特性がなだらかに変化するよう設けられた区
域。 

buffer zone 

50013 

372  

駆動領域 

多領域炉心において,連鎖反応を主に維持してい
る領域。 

driver zone 

50014 1084  

分散装荷 

炉心又は炉心領域に対して,特定のタイプの燃料
(例えば,特定の濃縮度又は燃焼率の燃料)をほ
ぼ一様に配置する燃料装荷の方法。必ずしも正規
のパターンである必要はない。 

scatter loading 

50015 

 

 

初装荷燃料 

原子炉に最初に装荷される燃料。 

initial loading fuel 

50016 

 

 

取替燃料 

原子炉から取り出された燃料に代わって装荷され
る燃料。 

reloaded fuel 

50017 

 

 

炉心燃料 

原子炉の炉心領域に装荷される燃料。この用語は,
ブランケット領域との関連で用いられる。 

core fuel 

50018 1168  

スパイク 

特定の燃料集合体に濃縮度の高い燃料を入れるこ
と。 

spiking 

50019 1167  

スパイク燃料 

その周囲にある燃料より多くの核分裂性物質を含
む燃料。 

spike, 
seed 

50020 

104  

ブースター燃料要素 

キセノンオーバライドのため,一時的に炉心に挿
入される燃料要素。 

booster element 

50021 

371  

ドライバー燃料 

駆動領域内の燃料。 

備考 材料試験炉などで原子炉の運転に必要

な燃料。この用語は,照射試験燃料と区
別するために用いられる。 

driver fuel 

50022 

 

 

ブランケット燃料 

原子炉のブランケット領域に装荷される燃料。通
常は,燃料親物質を主体とする。 

blanket fuel 

50023 

119  

増殖用集合体 

燃料取替中に一体として取り扱われる増殖用要
素。 

breeder assembly 

50024 

120  

増殖用要素 

主成分が燃料親物質でできた増殖炉用の構成要
素。 

breeder element 

50025 

171 
172 
522 

30711 
30815 

燃料装荷 

原子炉へ燃料を入れること。炉心装荷ともいう。 [fuel] charge, 

fueling 

50026 

 

30816 燃料取出 

原子炉から燃料を取り出すこと。 

fuel discharge, 
fuel unloading 

50027 1034  

燃料取替 

反応度の低下した燃料を新燃料又は反応度の高い
燃料と交換すること。燃料交換ともいう。 

refueling 

50028 

 

 

運転時燃料交換 

原子炉の出力運転を停止することなく行われる燃
料取替。 

on-load refueling 

50029 

 

 

燃料取扱設備 

原子力発電所建屋内において,燃料集合体の移動,
検査及び貯蔵のために使用する設備の総称。 

fuel handling system 


114 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

50030 

504 
512 

 

燃料取替機 

燃料集合体の装荷,取り出しを行う装置。原子炉
と使用済燃料貯蔵プール間の移送を行う機能をも
つもの。燃料交換機ともいう。 

refueling machine, 
fuel-charging  

machine, 

fuel-discharging 

machine 

50031 1126  

シャフリング 

炉心の反応度又は出力分布を適正に維持するた
め,炉内の燃料集合体を再配置すること。 

[fuel] shuffling 

50032 

943  

プッシュスルー 

炉心内になかった燃料集合体を用いて行う特殊な
シャフリング。 

push through 

50033 

 

41306 破損燃料検出装置 

原子炉で使用中の燃料の被覆管に破損が生じるこ
とによって放出される核分裂生成物を測定して,
原子炉内での燃料破損の発生を検出する装置。 

fuel failure detection 

system 

50034 

 

41312 燃料要素破損指示計 

破損燃料を迅速に指示するため,主冷却材回路に
挿入した核分裂生成物検出器からなる機器。略号 
TIP 

failed element 

indicator 
transversing in-core 
probe 

50035 

 

 

遅発中性子法 

原子炉運転中に燃料の破損を検出する方法の一
つ。燃料の被覆管の破損によって一次冷却材中に
混入した核分裂生成物の放出する遅発中性子を測
定する。 

delayed neutron 

method 

50036 

 

41311 遅発中性子式燃料要

素破損モニタ 

原子炉冷却材中に存在する核分裂生成物が放出し
た遅発中性子の検出に基づく破損燃料モニタ。 

delayed neutron failed 

element monitor 

50037 

 

41308 静電収集式燃料要素

破損モニタ 

核分裂生成物であるルビジウム,セシウムなどの
壊変生成物を負に帯電した電極上に集め,その放
射能を測定することによって破損燃料を検出する
装置。 

electrostatic collector 

failed element 
monitor 

50038 

 

41309 チェレンコフ効果式

燃料要素破損モニタ 

核分裂生成物が放射する

が水中で起こすチェ

レンコフ効果を利用した破損燃料のモニタ。 

Cerenkov effect failed 

element monitor 

50039 

 

41310 FP分離式燃料要素破

損モニタ 

原子炉冷却材から分離した一種以上の核分裂生成
物の放射能によって破損燃料を検知するモニタ。 

fission product 

separator failed 
element monitor 

50040 

 

 

プレシピテータ法 

原子炉の運転中に破損燃料の検出を行う方法の一
つで,燃料の被覆管の破損によって一次冷却材,
カバーガス,オフガスなどに混入した気体の核分
裂生成物の有無をプレシピテータによって測定
し,燃料破損の検出を行うもの。沈着法ともいう。 

備考 プレシピテータは,気体の核分裂生成物

変する際に正に帯電することを利

用して,それらを収集し,かつ,その

線を測定する検出器である。 

precipitator method 

50041 

 

 

タギングガス法 

原子炉の運転中に破損燃料の検出を行う方法の一
つで,希ガス(Kr,Xeなど)の安定同位体を燃料
の被覆管内にあらかじめ充てんした燃料棒を用
い,燃料破損によって一次冷却材中に放出される
これらの同位体を質量分析装置を用いて測定す
る。 

tagging gas method 


115 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

50042 

 

 

スペクトル[燃料

検査]法 

原子炉の運転中に破損燃料の検出を行う方法の一
つで,一次冷却材の

スペクトルを測定し,燃料

の被覆管の破損によって一次冷却材中に混入した
核分裂生成物の有無を測定して燃料破損検出を行
う方法。差動

法ともいう。 

gamma-ray spectrum 

method, 

diffrential gamma-ray 

detection method 

50043 

 

 

燃料移送装置 

加圧水炉において,燃料集合体を燃料移送管を通
して原子炉格納容器の内外へ出し入れする装置。 

fuel transfer system 

50044 

 

 

燃料検査 

燃料の健全性を外観検査やシッピング検査などに
よって確認すること。 

fuel inspection 

50045 

189  

検査移動 

計測のため,接近できない施設内の場所から,サ
ンプリングや測定が可能な他の場所へ核物質を移
動すること。 

clean out 

50046 

 

 

使用済燃料検査装置 

原子炉で使用した燃料の異常の有無を検査する装
置。 

spent fuel inspection 

system 

50047 

 

 

シッピング法 

原子炉で使用した破損燃料の検出を行う方法の一
つで,使用済燃料を純水又は窒素を満たした容器
に移した後,容器内の放射能を測定して燃料破損
を検査する方法。純水を用いるものをウェットシ
ッピング法,窒素を用いるものをドライシッピン
グ法という。 

sipping method 

50048 

 

 

シッピング検査 

原子炉停止中に原子炉内又は使用済燃料冷却設備
で行われる燃料検査の一つで,核分裂生成物の燃
料からの漏えいの有無を確認する検査。 

sipping test 

50049 

 

 

パッシブ中性子[燃料
検査]法 

使用済燃料中の核分裂性物質を非破壊的に定量測
定する方法の一つで,自発核分裂によって生じた
中性子を測定する。 

passive neutron 

method 

50050 

 

 

アクティブ中性子[燃
料検査]法 

使用済燃料中の核分裂性物質を非破壊的に定量測
定する方法の一つで,試料に中性子を照射した後,
核分裂によって生じた放射能を測定する。 

active neutron method 

50051 

148  

カナル 

原子炉から取り出された燃料要素などを燃料冷却
施設へ導くか,燃料冷却施設として使用される水
で満たされた通路。 

[refueling] canal 

50052 

 

 

燃料取替用水タンク 

加圧水炉において,原子炉キャビティに張る水(ほ
う酸水)を貯蔵するためのタンク。この水は高圧
注入系,低圧注入系及び原子炉格納容器スプレー
系にも供給される。 

refueling water storage 

tank, 

refueling water storage 

pit 

50053 1164  

使用済燃料 

原子炉で使用された後,取り出された燃料。 

spent fuel 

50054 

508 
908 

30818 使用済燃料冷却設備 

使用済燃料を,放射能が必要なレベルに減少する
まで入れておく大きな容器又はセルで,通常水で
満たされている。使用済燃料プール,使用済燃料
ピットともいう。 

fuel-cooling 

installation, 

spent fuel storage, 
pool 

50055 

 

 

使用済燃料[貯蔵]ラ
ック 

使用済燃料貯蔵冷却設備において,使用済燃料を
保持するための架台。 

spent fuel [storage] 

rack 

50056 

 

 

燃料プール冷却浄化
系 

使用済燃料貯蔵冷却設備において,使用済燃料か
ら発生する崩壊熱を除去し,プール水を浄化する
設備。使用済燃料ピット水浄化冷却系ともいう。 

fuel pool cooling and 

purification system, 

spent fuel pit cooling 

and clean-up system 

50057 

 

 

新燃料貯蔵庫 

新しい燃料を炉心に装荷するまで保管するための
設備。 

new fuel storage vault, 
new fuel rack 


116 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

50058 

 

 

湿式貯蔵 

使用済燃料(又は放射性廃棄物)を水中に貯蔵す
ること。 

wet storage 

50059 

 

 

乾式貯蔵 

使用済燃料(又は放射性廃棄物)をキャスクなど
を用いて大気中で貯蔵すること。 

dry storage 

 

2. 放射線管理 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

51001 

 

 

放射線防護設備 

人体を放射線被ばくから防護するための遮へい,
換気設備などの総称。放射線防護施設ともいう。 

radiological protection 

equipment, 

radiological protection 

facility 

51002 

89 30726 生体遮へい 

放射線遮へいのうち,主として人体を防護するた
めのもの。 

biological shield 

51003 

 

 

[原子炉]一次遮へい 炉心からの中性子及び

を減衰させるための遮

へい。原子炉の周辺の機器・配管が放射化するの
を防ぐなどの目的で設けられる。 

備考 水,鉄,鉛,コンクリートなどが用いら

れる。 

primary shield 

51004 

 

 

[原子炉]二次遮へい 原子炉格納容器内又は原子炉建屋内の機器・配管

からの放射線を減衰させるための遮へい。 

secondary shield 

51005 

 

 

放射線管理 

基準,規定などに基づき,公衆及び従事者などの
放射線被ばくを低減するため,管理区域への出入
管理,管理区域内での作業管理,環境の空中線量
の測定などを適切に行うこと。 

radiation control 

51006 

 

 

[管理区域]出入管理 基準,規定などに基づき,管理区域への人の出入

りや管理区域から退出する人,搬出される物品の
汚染の有無などを管理すること。 

access control 

 

3. 廃棄物管理 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

52001 

 

 

放射性廃棄物処理設
備 

気体,液体及び固体の放射性廃棄物の処理を行う
設備の総称。 

radioactive waste 

treatment system 

52002 

 

 

希ガスホールドアッ
プ装置 

活性炭を利用して放射性希ガスを保持し,放出を
遅らせて放射能を低減させる装置。 

noble gas hold-up 

system, 

offgas hold-up system 

52003 

 

 

水素再結合装置 

水の放射線分解などで生じた水素と酸素を化合さ
せて水にする装置。 

hydrogen recombiner 

52004 

 

 

濃縮廃液 

廃液蒸発装置で濃縮された液体廃棄物。 

concentrated liquid 

waste 

52005 

 

 

廃液蒸発装置 

各種の廃液を蒸発させて蒸留水と濃縮廃液に分離
する装置。廃液濃縮装置ともいう。 

radioactive waste 

evaporator, 

radioactive waste 

concentrator 

52006 

 

 

ほう酸回収装置 

一次冷却材から抽出したほう酸水を蒸発装置によ
って蒸留水とほう酸濃縮液に分離する装置。 

boric acid recovery 

system, 

boric acid evaporator 

52007 

 

 

洗浄排水 

原子力施設で発生する洗濯,手洗い,シャワーな
どの排水。 

detergent drain 


117 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

52008 

 

 

機器ドレン 

機器からの廃液,ポンプ及びバルブのシール漏え
い水など。 

equipment drain 

52009 

 

 

床ドレン 

管理区域内の床の清掃,除染などによって発生す
る廃液。 

floor drain 

52010 

 

 

再生廃液 

イオン交換樹脂の再生によって発生する放射性廃
液。 

regenerant waste, 
spent regenerant 

52011 

 

 

サイトバンカ 

使用済制御棒など比較的放射能レベルの高い固体
廃棄物を貯蔵する設備。 

waste storage bunker, 
on-site bunker 

52012 

 

 

使用済樹脂処理系 

使用済イオン交換樹脂を貯蔵して放射能を減衰さ
せ,固化装置や焼却設備へ移送する設備。 

spent resin treatment 

system 

52013 

 

 

固化装置 

放射性廃棄物を固化するための装置。セメント固
化装置,アスファルト固化装置,プラスチック固
化装置などがある。 

solidification system 

52014 

 

 

ベイラ 

減容のため,放射性固体廃棄物を圧縮する固体廃
棄物処理設備の一つ。 

baler 

52015 

 

 

固体廃棄物貯蔵庫 

ドラム缶などに収納された放射性固体廃棄物を貯
蔵するための建物。 

solid waste storage 

facility, 

drum storage yard 

52016 

 

 

焼却設備 

減容のため,可燃性放射性廃棄物を焼却する設備。 incineration system 

 

4. 原子炉格納施設 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

53001 1011  

原子炉格納 

原子炉事故時においても,許容できない量の放射
性物質が管理区域を越えて放散しないようにする
こと。 

備考 一般に,格納系そのものを指す。 

reactor containment 

53002 

 

 

[原子炉]格納容器 

原子炉及びその関連設備を収納する容器であっ
て,事故時に放射性物質が施設外に放散しないよ
う気密性と耐圧性をもつもの。略号 PCV 

primary containment 

vessel, 

reactor containment 

vessel 

53003 

 

 

鋼製格納容器 

鋼製の原子炉格納容器。 

steel containment 

vessel 

53004 

 

 

鉄筋コンクリート製
格納容器 

鋼製の内張りをもつ鉄筋コンクリート製の原子炉
格納容器。略号 RCCV 

reinforced concrete 

containment vessel 

53005 

 

 

プレストレストコン
タリート製格納容器 

鋼製の内張りをもつプレストレストコンクリート
製の原子炉格納容器。略号 PCCV 

prestressed concrete 

containment vessel 

53006 1180  

鋼製ライナ 

気密性をもたせるため,プレストレスト・コンク
リート製などの格納容器の内側に設けられる軟鋼
製の壁。 

steel liner 

53007 

 

 

一次格納施設 

ドライウェル及びサプレッションチェンバからな
る沸騰水炉の原子炉格納容器。 

備考 格納容器内ガス濃度制御系,原子炉格納

容器スプレー系も含まれる。 

primary containment 

53008 

 

 

二次格納施設 

一次格納施設を取り囲む気密性をもつ建屋。 

secondary containment 

53009 

374  

ドライウェル 

沸騰水炉の原子炉格納容器の一部であって,一次
冷却材配管の破断時などに放出された冷却材を閉
じ込めるもの。 

dry-well 


118 

Z 4001 : 1999  

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

53010 

 

 

アイスコンデンサ 

加圧水炉において,一次冷却材配管の破断時など
に放出されて蒸気となった冷却材を,原子炉格納
容器内に常備された氷によって凝縮させる設備。 

ice condenser 

53011 

 

 

サプレッションチェ
ンバ 

沸騰水炉の原子炉格納容器の一部であって,ドラ
イウェル中に放出されて蒸気となった冷却材をそ
の中に導いて水に戻すためのプール。 

suppression chamber 

53012 

 

 

蒸気放出プール 

新型転換炉において,一次冷却材配管の破断時な
どに放出されて蒸気となった冷却材をその中に導
いて水に戻すためのプール。 

steam release pool 

53013 

219  

蒸気凝縮プール 

沸騰水炉のウェットウェル内の水プール。 

condensation pool, 
pressure suppression 

pool 

53014 1313  

ウェットウェル 

ブローダウン系からの蒸気を凝縮させるための,
冷水又は氷を入れておく格納容器建屋内の空間。
“53009 ドライウェル”参照。 

wet-well 

53015 

 

 

アニュラス 

原子炉格納容器の外周に設けられた気密性をもつ
区画。 

annulus 

53016 

 

 

アニュラス空気浄化
設備 

原子炉格納容器からアニュラス内に漏えいしてく
る空気を浄化する設備。アニュラス排気系ともい
う。 

annulus air clean-up 

system 

53017 

 

 

格納容器バウンダリ 

原子炉格納容器とそれに付随する隔離弁などであ
って,冷却材喪失事故時などに圧力障壁を形成し,
また放射性物質の外界への放散を防ぐ障壁となる
範囲の設備。 

containment vessel 

boundary 

53018 

223  

格納容器隔離系 

原子炉格納容器と外部をつなぐすべてのルートを
閉鎖するための弁,エアロックなどの装置の総称。 

containment isolation 

system 

53019 

632  

[格納容器]隔離弁 

原子炉格納容器を貫通する配管に取り付けられた
弁であって,格納系を隔離するためのもの。 

isolation valve, 
containment isolation 

valve 

53020 

 

 

格納容器貫通部 

配管,ダクト,電線管などが原子炉格納容器を貫
通する部分。 

containment 

penetration 

53021 

 

41513 電線貫通部(原子炉格

納容器の) 

原子炉格納容器の電線用の貫通部であって,気密
性と耐圧性をもたせたもの。 

electric penetration 

assembly 

53022 

 

 

エアロック 

原子炉格納容器への人の出入りのための二重気密
扉をもつ通路。 

personnel air lock 

53023 

 

 

機器搬入口 

定期検査時などに機器を原子炉格納容器内へ出し
入れするために設けられた気密性をもつ開口部。 

equipment hatch 

53024 

 

 

可燃性ガス濃度制御
系 

冷却材喪失事故時に原子炉格納容器の健全性を維
持するため,格納容器内の水素又は酸素の濃度を
抑制するための設備。略号 FCS 

combustible gas 

control system, 

flammability control 

system 

53025 

 

 

非常用ガス処理系 

事故時に二次格納施設内に漏えいしてくる気体を
浄化する設備。 

standby gas treatment 

system 

53026 

 

 

格納容器空気再循環
系 

新型転換炉において,原子炉格納容器内の空気の
冷却及び浄化を行う設備。冷却材喪失事故時には,
フィルタによって放射性物質の除去を行う。 

containment air 

cooling and cleanup 
system 

53027 

 

 

不活性ガス系 

沸騰水炉において,事故時の水素発生に備えて原
子炉格納容器内を不活性ガス(窒素)で満たして
おく設備。 

atmospheric control 

system, 

inert gas system 

 


119 

Z 4001 : 1999  

5. 運転・保守 

JIS 

ISO 

IEC 

用語 

定義 

対応英語 

54001 

 

 

[原子炉]運転 

原子炉内の核分裂連鎖反応を制御し持続するこ
と。 

reactor operation 

54002 

188  

クリーン 

誘導放射能も核分裂生成物も存在しない状態。 

備考 国によっては,この用語は制御要素もな

いことをいう。 

clean [reactor]  

54003 

 

 

運転管理 

基準,規定などに基づき,原子炉施設の運転を適
切に行うよう管理すること。 

operation management 

54004 

 

 

炉心管理 

原子炉の核的及び熱的制限値を守り,かつ,燃料
を効率的に燃焼させるように燃料取替を計画し,
また制御棒によって炉内出力分布を調整するなど
して,良好な炉心性能を維持すること。 

core management 

54005 

 

 

化学管理 

基準,規定などに基づき,原子力発電所で使用さ
れる冷却材などの品質を適切な状態に維持するこ
と。 

chemical management 

54006 

 

 

水質管理 

基準,規定などに基づき,原子力発電所で使用さ
れる冷却水などの水質を適切な状態に維持するこ
と。 

water chemistry 

control 

54007 

 

 

保安規定 
 (原子炉施設の) 

原子炉施設の保安の確保を目的として,法令に基
づき原子炉施設の保安に関する基本的な事項を定
めた規定。 

safety regulations 

54008 

 

 

運転上の制限値 

原子炉施設の保安及び機器性能の維持のために遵
守すべき制限値。原子炉の熱出力の制限値,原子
炉の熱的制限値などがある。 

limiting condition for 

operation 

54009 

722  

最大許容限度 

原子力発電所において,いかなる状況のもとでも
超えないことが望まれる運転パラメータの値。 

maximum permissible 

limit 

54010 

607  

インターロック設定
値 

ある行為が自動的に行えないようにする操作変数
の制限値。制御棒引き抜き操作などに設定する。 

interlock limit 

54011 

 

 

熱的制限値 
 (原子炉の) 

燃料の健全性を確保するために定められる限界出
力比,DNB比,線出力密度などの制限値。 

thermal limits (of 

nuclear reactor) 

54012 

 

 

原子炉圧力容器温度
の制限値 

ぜい性破壊を防止するために定められる原子炉容
器の温度の制限値。 

limitation for reactor 

[pressure] vessel 
temperature 

54013 

838  

[原子炉]起動 

原子炉停止の状態から,制御棒の引き抜きなどに
よって原子炉出力を上昇させること。 

reactor start up 

54014 1179  

起動用中性子源 

中性子束密度を増加させるため未臨界状態の原子
炉に設けられた中性子源。これによって,臨界に
達するまでの中性子測定を容易にする。 

start-up neutr