本件局長通知に基づく試験成績の代替的な利用も，このような法令に基づく試験成績の提出の制度の趣旨に反しない範囲内で許容されるものであるところ，法が，農薬登録の要件として提出を求める試験成績について，農薬の薬効，薬害，毒性及び残留性に関するものと定め，試験成績の提出者について，これを私法上の権利に基づき適法に提出し，あるいは提出に同意することができる者であるかどうかは問うておらず，その権利の有無，内容及び権利者の同意の有無を，上記検査及び登録票の記載の対象ともしていないこと，被告において，登録を保留し，記載事項の訂正又は品質改良の指示をすることができる場合は，法３条１項１号ないし１０号に該当する場合に限定されているところ，その内容は，「申請書の記載事項に虚偽の事実があるとき」（１号）のほか，当該農薬の薬効，薬害，毒性及び残留性に関するもの（２号ないし１０号）であり，試験成績の提出者が試験成績について有する私法上の権利の有無，内容に関する事項は列挙されていないことに照らすと，試験成績の提出は，農薬の品質と安全性の確保の見地から，その成分の同一性を確認することを主眼とするものということができる（本件局長通知において「これらの試験成績を当該申請に係る農薬の試験成績として利用することができると認められる場合」とあるのも，成分の同一性が認められる場合をいうものと解される。）。
このような見地からすると，試験成績の提出者が試験成績について有する私法上の権利の有無，内容は，当該申請に係る農薬の成分の品質又は安全性を左右するものではないから，そのような権利又は利益が，農薬登録の処分の要件において考慮されるべきものと解することは困難といわざるを得ない。(5)この点に関し，原告らは，本件局長通知により，同意書が農薬登録の申請書の添付書類とされていることから，同意書の内容の虚偽は，「申請書の記載事項に虚偽の事実があるとき」（法３条１項１号）に該当し，同意書の発行主体である試験成績の提出者が試験成績について有する私法上の権利若しくは利益は，登録申請処分の要件の審査の中で考慮されている旨主張し，農薬検査所が農薬登録を申請する者に対して配布している説明書（甲１０）に，「同意書は，申請者自らが試験成績を提出せずに，他の者が提出した試験成績を利用する場合に，その利用に係る権利関係の適法性を確認する唯一の書類」である旨記載されていることからみても，法は，試験成績の提出者の試験成績の使用に関する私法上の権利を保護する趣旨を含んでいる旨主張する。しかし，農薬登録の申請書の記載事項は，法２条２項１号ないし１０号に列挙されているところ，添付書類とされた試験成績の提出者や同意書の名義人は申請書の記載事項として掲げられていない。
原告らの主張は，農薬登録の審査に際し，添付書類を通じ，試験成績の提出が私法上の権利に基づく適法なものであるかどうかを審査すべきことを要求するものであり，そのような適法性の有無は，その点に虚偽があった場合，記載事項の訂正のみにより対処し得る性質の事項とはいい難いものである。本件局長通知により，試験成績の提出者と農薬登録の申請者が異なる場合に，試験成績の提出者の同意書の提出が求められるとしても，試験成績の提出者が真に試験成績の代替的な利用に同意しているかの調査，確認については，法，法施行令及び法施行規則はもとより，本件局長通知及び通達その他の行政立法等にも，これらを要求する特段の規定はない。
これらの諸点に加え，農薬登録制度が，輸入，製造，販売等の営業や，農薬使用の自由を制限する性質のものであり，通達等の行政立法や行政指導によって，法令に定めのない要件を加重することはできないと解されることを併せ考慮すると，本件局長通知が農薬登録申請に当たり同意書の添付を要求した趣旨は，試験成績の提出者が試験成績について有する私法上の権利を保護することにあるのではなく，試験成績に関する私法上の権利関係を巡る争いが生じることによって，農薬登録手続の迅速，円滑な進行が阻害されることをできるだけ事前に回避する見地から，申請自体をより慎重に行わせることにあるものと解することができる。
そうであるとすれば，同意書の添付を理由に，同意書の発行主体である試験成績の提出者が試験成績について有する私法上の権利又は利益が，登録申請処分の要件の審査の中で考慮されていると解することはできないというべきである。仮に，本件各登録処分がされた場合に，原告らが多大な財産的損害を受けることになるとしても，そのような原告らの利益は，私法上の権利関係に基づく競争上の利益というべきものであって，先にみた農薬取締法の定める農薬登録制度の目的や試験成績の提出の趣旨に照らし，農薬登録処分の要件の審査において考慮されるべき利益と解することはできず，法は，原告らが主張するような利益の侵害について，私法上の権利に基づく当該農薬使用の差止めや損害賠償請求による救済手段にゆだねているものと解される。原告らが援用する上記説明書（甲１０）の記載内容も，先にみた農薬取締法の構造や同意書の趣旨と矛盾するものではなく，また，上記判断を左右するに足りる関係法令も存しない。
(6)以上によれば，原告らは，本件各登録処分の取消しを求めるにつき「法律上の利益」を有するとは認められない。
２結論
よって，本件訴えはいずれも不適法であるから，これらを却下することとし，主文のとおり判決する。
東京地方裁判所民事第２部
大門匡裁判長裁判官
関口剛弘裁判官
菊池章裁判官


（判決骨子）
１　原告らのうち六ヶ所村又は横浜町に居住する一四名は，本件施設に事故等が発生した場合に直接的かつ重大な被害を受ける周辺住民と認められ，本件訴訟の原告適格を有するが，その余の原告らは，本件施設の周辺住民には該当せず，本件訴訟の原告適格を有しない。
２　ウラン濃縮は，原子炉等規制法が規制の対象とする「加工」に該当するから，本件施設の設置許可処分は，同法における加工の事業にかかわる規制に関する規定に基づくものといえる。
３　本件施設の設置許可処分の手続は原子炉等規制法その他の関係法規に基づいて適法に行われている。また，申請者に所要の技術的能力があり，また本件施設につき核燃料物質による災害に対する安全対策が図られているとした原子力安全委員会の審査及び判断の過程には，現在の科学技術水準に照らしても看過し難い過誤，欠落はなく，この判断を基にして加工事業許可処分をした内閣総理大臣の判断に不合理な点はない。
４　よって，原告らのうち提訴後死亡した一名については終了宣言をするとともに，本件施設の周辺住民に該当する一四名以外の原告らの訴えを却下し，右一四名の原告らの請求は理由がないから棄却する。
（判決要旨）
第１　判決主文の要旨
１　本件訴訟のうち原告甲野太郎に関する部分は，同人の死亡により終了した。２　原告乙野次郎外１３名以外の原告ら（右甲野を除く。）の訴えをいずれも却下する。
３　原告乙野次郎外１３名の請求をいずれも棄却する。
第２　判決理由の要旨
１　原告らの本件訴訟における原告適格
本件訴訟のうち，原告甲野太郎に関する部分は，同人が審理中に死亡したことにより，当然に終了した。
原告甲野太郎以外の原告らのうち，原告乙野次郎外１３名（いずれも六ヶ所村及び横浜町在住）は，本件施設に事故等が発生した場合に直接的かつ重大な被害を受ける周辺住民と認められ，本件訴訟の原告適格を有する。これに対し，本件施設から距離的に離れた地域に居住するその余の原告ら１５７名は，右の意味における周辺住民には該当せず，本件訴訟の原告適格を有しない。
２　無効確認請求に対する判断
（１）　本件施設で行われるウラン濃縮は，核燃料物質である六フッ化ウランを，原子炉である軽水炉で燃料として使用できるウラン２３５の高い組成の濃縮ウランとするために，遠心分離法という物理的方法により処理するものであるから，原子炉等規制法２条６項にいう「加工」に該当する。
（２）　原子力基本法及び原子炉等規制法について，憲法１３条，１４条，２５条ないしは３１条に反し違憲であるとすべき事由は認められない。
３　取消請求に対する判断
（１）　本件訴訟における審理，判断の対象，方法等
ア　原告らが取消事由として主張し得る違法は，原告らの生命，身体の安全等に関するものに限られる。
イ　原子炉等規制法第３章所定の加工の事業に関する規制は，専ら加工事業の許可等の同章所定の事項をその対象とするものであって，他の各章において規制することとされている事項までをその対象とするものでない。また，加工の事業の許可の段階においては，専ら当該加工施設の基本設計のみが規制の対象となるのであって，後続の設計及び工事の方法の認可手続や保安規定の認可手続等の段階で規制される事項は規制の対象とはならない。したがって，原告らの主張のうち，加工事業許可の段階の安全審査の対象となる当該加工施設の基本設計の安全性にかかわらない事項についての主張は，それ自体失当である。
ウ　加工施設の安全性に関する判断の適否が争われる加工事業許可処分の取消訴訟における裁判所の審理，判断は，原子力安全委員会等の専門技術的な調査審議及び判断を基にしてされた内閣総理大臣の判断に，現在の科学技術水準に照らし，不合理な点があるか否かという観点から行われるべきである。この場合，被告行政庁の側において，まず，その依拠した前記の具体的審査基準並びに調査審議及び判断の過程等，内閣総理大臣の判断に不合理な点のないことを相当の根拠，資料に基づき主張，立証する必要がある。
（２）　本件処分の手続的適法性
本件許可処分は，原子炉等規制法その他の関係法規に基づいて手続的に適法に行われたものということができる。
（３）　技術的能力の審査の適法性
申請者である原燃産業（当時）に加工事業を適確に遂行するに足りる技術的能力があるとの内閣総理大臣の判断に，不合理な点があるとはいえない。
（４）　本件施設の安全性確保対策の審査の適法性
原子力安全委員会は，本件施設ついて，大きな事故の誘因となる事象を避ける立地が選定されているかどうかという基本的立地条件上の安全性，施設自体の事故防止対策上の安全性，平常運転時における被曝低減対策上の安全性，仮に事故が発生した場合にも一般公衆に対して過度の放射線被曝を及ぼさないという安全性，という四つの観点から本件施設の安全性確保対策について審査を行ったが（本件安全審査），いずれの観点からも本件施設の安全性は確保されるとした原子力安全委員会の判断に看過し難い過誤，欠落はなく，この判断を基にした内閣総理大臣の判断に，不合理な点があるとはいえない。
（５）　原告らが主張する主要な問題点について
ア　経理的基礎
加工事業許可の要件のうち，加工事業の許可を受けようとする者に事業を適確に遂行するに足りる経理的基礎を求める部分は，多額の資金を要する加工事業の円滑な遂行を保障するに足りる財源的裏付けがあることを確保することを目的としており，原告らの生命，身体の安全等に関する利益を直接に保護する趣旨ではない。したがって，右（１）のアで述べたところにより，原告らは，右要件に関する内閣総理大臣の判断の適法性を争うことはできない。
イ　地盤・地震及び耐震性
原子力安全委員会の，本件施設の敷地の地盤が本件施設の安全性を確保するに足りるとした判断，本件施設の立地点で発生する昀大の地震を震度５と想定し，これを前提として本件施設の耐震設計が本件施設の安全性を確保するに足りるとした判断には，いずれも不合理な点はない。
本件施設の立地点で発生すべき地震に関しては，過去のデータに基づき震度階を想定すれば足り，周辺の活断層やプレート間地震ないしプレート内地震といった地震学上の新しい知見等を考慮してより強い地震を想定していないことをもって，本件安全審査が不合理ということはできない。また，本件施設について原子力発電所と同等の高度な耐震設計は必要ではないし，阪神大震災で多くの建造物が倒壊した事実を踏まえても本件施設の耐震設計が不十分であるとはいえない。


ウ　航空交通
本件安全審査では，三沢基地，定期航空路及び三沢対地訓練区域（天ヶ森射爆撃場）の存在が本件施設に及ぼす危険性は低く，特に三沢対地訓練区域で訓練を行う航空機が１年の間に本件施設に墜落する可能性はおよそ百万分の１と判断されているが，この審査結果に看過し難い過誤，欠落があるとはいえない。また，航空機の墜落を想定して行われた墜落事故評価についても，実爆弾を搭載しないＦ１６戦闘機を想定し，誤射爆や落下物事故を対象としなかった点を含めてその条件設定について不合理とすべき点はなく，建屋の破壊の有無及び破壊がある場合の六フッ化ウランの漏洩量と被曝線量についての本件安全審査の判断にも，看過し難い過誤，欠落はない。
エ　臨界事故防止対策
本件安全審査では，単一ユニットと複数ユニットの二つの観点から臨界安全に関する安全設計につき検討が加えられ，核的制限値やユニット間に確保すべき間隔等が妥当であると判断された。原告らは様々な異常事態を想定して臨界事故の危険性を主張するが，いずれも本件安全審査の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるとするには及ばない。
オ　平成６年２月７日に本件施設で発生したシーケンサ停止に伴う異常事象について原告らは，本件施設にフェイル・セーフの設計思想が全く採用されていないことが右事象によって示されたと主張して，これを根拠に本件安全審査が違法であると主張する。しかし，本件施設にはフェイル・セーフの考え方に基づいた機能や機構が採用された箇所もあるから，原告らの主張は事実に反する。また，右事象の発生後もカスケード設備が自動停止せず運転を継続したことは，確かに右設備にフェイル・セーフの考え方が採用されていないことに起因するものではあるが，このことをもって直ちに本件安全審査に看過し難い過誤，欠落があるとはいえない。
カ　ＪＣＯ臨界事故
ＪＣＯ臨界事故は，作業員による意図的な作業工程の不遵守といった臨界管理を殊更無視する態様で作業が行われたことが原因で発生したものであり，このような技術的見地からは発生は想定されない作業従事者の杜撰な管理等に起因する事故の可能性については，現行制度上，加工事業許可処分の段階でこれを審査する枠組みにはなっておらず，臨界事故発生の事実をもってＪＣＯの加工施設に関する安全審査に過誤があると評価することはできない。本件安全審査も，これと同様に，技術的にみて臨界を防止し得る対策を講じているか否かを判断したものであって，この枠組みを前提とする以上，ＪＣＯ臨界事故をもって本件安全審査の判断を不合理ということはできない。
（判決全文（当事者目録は省略））
当事者の表示
原告　甲野太郎
ほか１７１名
（詳細は別紙当事者目録（略）のとおり）
内閣総理大臣承継人
被告　経済産業大臣
主　　　文
１　本件訴訟のうち原告甲野太郎に関する部分は，平成８年４月３日同原告の死亡により終了した。
２　原告甲野太郎を除く原告らのうち，別紙当事者目録記載の番号５２，５３及び６３ないし７４の原告らを除く者の訴えをいずれも却下する。３　別紙当事者目録記載の番号５２，５３及び６３ないし７４の原告らの請求をいずれも棄却する。
４　訴訟費用は原告甲野太郎と被告との間で生じた分を除き原告らの負担とする。
略語例
行訴法　　行政事件訴訟法（昭和３７年法律第１３９号）設置法　　原子力委員会及び原子力安全委員会設置法（昭和３０年法律第１８８号。ただし，平成１１年法律第１０２号による改正前のものをいう。）設置法施行令　　原子力委員会及び原子力安全委員会設置法施行令（昭和３１年政令第４号。ただし，平成１２年政令第１４０号による改正前のものをいう。）規制法　　核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和３２年法律第１６６号。ただし，特に明記しないかぎり昭和６３年法律第６９号による改正前のものをいう。）
規制法施行令　　核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令（昭和３２年政令第３２４号。ただし，特に明記しないかぎり昭和６３年政令第６１号による改正前のものをいう。）
加工事業規則　　核燃料物質の加工の事業に関する規則（昭和４１年総理府令第３７号。ただし，昭和６３年総理府令第４１号による改正前のものをいう。）加工施設技術基準　　加工施設の設計及び工事の方法の技術基準に関する総理府令（昭和６２年総理府令第１０号。ただし，昭和６３年総理府令第４１号による改正前のものをいう。）
線量当量限度等を定める件　　試験研究の用に供する原子炉等の設置，運転等に関する規則等の規定に基づき線量当量限度等を定める件（昭和６３年科学技術庁告示第２０号）
許容被曝線量等を定める件　　原子炉の設置，運転等に関する規則等の規定に基づき，許容被曝線量等を定める件（昭和３５年科学技術庁告示第２１号。ただし，昭和６３年科学技術庁告示第２０号により廃止。）
核燃料施設基本指針　　核燃料施設安全審査基本指針について（昭和５５年２月７日原子力安全委員会決定。ただし，平成元年３月２７日原子力安全委員会決定による改正前のものをいう。）
加工施設指針　　ウラン加工施設安全審査指針について（昭和５５年１２月２２日原子力安全委員会決定。ただし，平成元年３月２７日原子力安全委員会決定による改正前のものをいう。）
本件許可申請　　日本原燃産業株式会社が昭和６２年５月２６日付けで内閣総理大臣に対してした六ケ所ウラン濃縮工場核燃料物質加工事業許可申請（ただし，昭和６２年１２月８日付け，昭和６３年５月１６日付け及び同年６月２７日付けをもって１部補正がされたもの）
本件許可申請書　　本件許可申請に当たり日本原燃産業株式会社が内閣総理大臣に対して提出した六ケ所ウラン濃縮工場核燃料物質加工事業許可申請書（ただし，昭和６２年１２月８日付け，昭和６３年５月１６日付け及び同年６月２７日付けをもって１部補正がされたもの）


本件許可処分　　内閣総理大臣が昭和６３年８月１０日付けで日本原燃産業株式会社に対してした六ケ所ウラン濃縮工場核燃料物質加工事業許可処分本件施設　　本件許可処分に係る加工事業のための加工設備及びその附属施設として日本原燃産業株式会社六ヶ所事業所に設置される六ヶ所ウラン濃縮工場本件安全審査　　内閣総理大臣及び原子力安全委員会が本件許可申請について規制
法１４条１項３号の要件の適合性についてした審査
安全審査書　　内閣総理大臣が本件許可申請の規制法１４条１項３号の要件適合性
について審査した結果を取りまとめた文書
原燃産業　　日本原燃産業株式会社
日本原燃　　日本原燃株式会社
動燃事業団　　動力炉・核燃料開発事業団（現在は核燃料サイクル開発機構）
ＪＣＯ　　株式会社ジェー・シー・オー
ＪＣＯ事故　　ＪＣＯ東海事業所転換試験棟で平成１１年９月３０日に起きた臨界
事故
ＩＣＲＰ　　国際放射線防護委員会
もんじゅ昀高裁判決　　昀高裁判所平成４年９月２２日第３小法廷判決・民集４６
巻６号５７１頁
伊方昀高裁判決　　昀高裁判所平成４年１０月２９日第１小法廷判決・民集４６巻
７号１１７４頁
事実及び理由
第１部　前提事実等
第１　請求
１　原告ら
（１）主位的請求
本件許可処分が無効であることを確認する。
（２）予備的請求
本件許可処分を取り消す。
２　被告
（１）本案前の答弁
本件訴えをいずれも却下する。
（２）本案の答弁
原告らの請求をいずれも棄却する。
第２　事案の概要
本件は，原燃産業（現在の日本原燃）が青森県上北郡六ヶ所村における六ヶ所ウラン濃縮工場の建設のため規制法１３条に基づいてした核燃料物質の加工事業許可申請に対し，内閣総理大臣が昭和６３年８月１０日に加工事業許可処分をしたことに関して，全国各地に居住する原告ら１７２名が，主位的に上記処分の無効確認を求めるとともに，予備的にその取消しを求めている事案である。本件においては，本案前の争点として，原告適格が主位的請求及び予備的請求でともに争われている（第２部第１章）ほか，本案の争点としては，主位的請求では本件許可処分の憲法上及び法律論上の問題点（同第２章）が，予備的請求では審理判断の枠組みに関する法律論（同第３章）及び本件許可処分の手続的，実体的適法性（同第４章，第５章）が，それぞれ争われている。
第３　本件許可処分に至る経緯等（当事者間に争いがない。）（１）　昭和６２年５月２６日　　原燃産業は，内閣総理大臣に対して本件許可申請をした。内閣総理大臣は，申請を受けた後直ちに，その指揮の下に所部の機関である科学技術庁に上記申請に係る審査を行わせ，これを受けて科学技術庁は，審査を開始し，本件許可申請の規制法１４条１項３号の許可要件への適合性については適宜加工・使用安全技術顧問会の意見を聴取しながら審査を進めた。（２）　　　　　１２月　８日　　原燃産業は，申請の１部補正をした。（３）　　　　　１２月１６日　　科学技術庁は，本件許可申請が規制法１４条１項各号の許可要件に適合すると判断した。
内閣総理大臣は，上記意見を付して，同項１号及び同項２号のうち経理的基礎に係る部分の許可要件への適合性については原子力委員会に，同項２号のうち技術的能力に係る部分及び同項３号の許可要件への適合性については原子力安全委員会に，それぞれ諮問した。
（４）　　　　　１２月１７日　　原子力安全委員会は，規制法１４条１項２号のうち技術的能力に係る部分について自ら審査を行う一方，同項３号の許可要件への適合性については核燃料安全専門審査会に調査審議を指示した。（５）　　　　　１２月２２日　　第２９回核燃料安全専門審査会が開催され，担当部会として第２３部会を設置した。
（６）　昭和６３年５月１６日　　原燃産業は，本件許可申請の１部補正をした。
（７）　　　　　　６月２７日　　上記同
（８）　　　　　　７月１３日　　核燃料安全専門審査会第２３部会は，１１回にわたる調査審議を経て結論を出し，部会報告を決定した。第３２回核燃料安全専門審査会が開催され，上記報告を受けて調査審議の結果，許可後の安全性は確保し得るものと判断し，その結論を原子力安全委員会に報告した。
（９）　　　　　　７月２１日　　原子力安全委員会は，内閣総理大臣に対し，本件許可申請に対する規制法１４条１項２号のうち技術的能力に係る部分及び同項３号所定の許可の基準の適用は妥当なものと認める旨答申した。（１０）　　　　　７月２２日　　原子力委員会は，内閣総理大臣に対し，本件許可申請に対する規制法１４条１項１号及び同項２号のうち経理的基礎に係る部分に規定する基準の適用は妥当なものと認める旨答申した。（１１）　　　　　７月２７日　　内閣総理大臣は，この日から同年８月９日までの間，本件許可処分をするに当たりあらかじめ通商産業大臣に協議した。（１２）　　　　　８月１０日　　内閣総理大臣は，原燃産業に対し，本件許可処分をした。
（１３）　　　　１０月　７日　　原告らは，内閣総理大臣に対し，本件許可処分について異議申立てをした。
（１４）平成元年　７月１３日　　原告らは，本訴を提起した。第４　当事者等（当事者間に争いがない。）


１　原告ら
原告らは，近くは本件施設がある青森県上北郡六ヶ所村，遠くは鹿児島県指宿市と，全国各地に居住する者であり，本件施設からその居住地までの距離は，約１．５キロメートルから１５００キロメートル余りまでと様々である。
２　被告
平成１３年１月６日の中央省庁等改革関係法施行法（平成１１年法律第１６０号。）９０４条による改正により，規制法１３条，１４条に基づく加工事業許可は被告の権限とされるとともに，上記施行法１３０１条１項により，同法が施行された平成１３年１月６日の前に規制法の規定に基づき内閣総理大臣がした加工事業許可は被告がしたものとみなされることとなった。これにより，内閣総理大臣が昭和６３年８月１０日にした本件許可処分も，現在は被告がしたものとみなされ，被告は，その無効確認訴訟及び取消訴訟につき被告適格を有している（行訴法３８条１項・１１条１項）。
３　申請者
本件許可申請をした原燃産業は，平成４年７月１日に日本原燃サービス株式会社と合併し，日本原燃となった。
第５　本件事案の基礎となる事情（乙５，６，弁論の全趣旨）
１　原子力発電の仕組み
ある種の質量数の大きい元素の原子核が二つの同程度の質量数を持つ原子核に分裂する現象を核分裂といい，その際，大きなエネルギーが放出される。このような核分裂を起こし得る原子核に中性子が当たると核分裂が極めて起こりやすくなり，また，核分裂の際には原子核から中性子等が放出される。したがって，一定の条件の下で核分裂性（核分裂を起こしやすい性質）の物質に中性子を照射すると，その物質中のいくつかの原子核が核分裂を起こし，その核分裂により更に中性子が放出されて他の原子核の分裂を起こさせるというように連鎖反応が続き，それに伴い莫大なエネルギーが生じる。これが現在実用化されている原子力エネルギー利用の基本原理であり，上記のような連鎖反応を制御してエネルギーを取り出すための装置が原子炉である。
原子炉で生じたエネルギーで蒸気を作り，この蒸気でタービンを回し，タービンによって発電機を回して電気を起こすのが原子力発電の基本的な仕組みである。この蒸気を電気に変える仕組みは，火力発電と同様である。
２　核燃料サイクルの仕組みと意義
現在国内で実用化されている原子力発電所は，原子炉内でエネルギーを取り出すための核分裂性の物質，すなわち核燃料として，ウランを用いている。核燃料物質であるウランは，ウラン鉱石の採鉱から始まり，製錬，転換，濃縮，再転換，成型加工を経て核燃料となり，原子炉に装荷し発電に使用される。この利用後の使用済核燃料には，高レベル放射性廃棄物である核分裂生成物のほか，核燃料として再度利用が可能なウラン及びプルトニウムが含まれており，再処理という過程によりこれらの物質を取り出せば，これを核燃料として再び利用することが可能となる。このような，核燃料を原子力発電所で使用した後に再処理を経て再び原子力発電所で利用するという，核燃料の流れが循環する過程が，「核燃料サイクル」と呼ばれているものである。
現在国内で進められている一般的な核燃料サイクルの概略は，次のとおりである。
（１）　「採鉱」
ウラン鉱石（粗鉱）を鉱山から採掘することである。ウラン鉱石にはウランが通常０．１ないし０．３パーセント程度しか含まれていない。
（２）　「製錬」
ウラン鉱石からウランを取り出して精製を行い，ウラン鉱石をイエローケーキと呼ばれる八酸化三ウランのウラン精鉱にする工程である。
（３）　「転換」
ウラン濃縮のために，八酸化三ウラン等のウラン化合物を六フッ化ウランにする工程である。
（４）　「濃縮」
六フッ化ウラン中の，ウラン２３５と呼ばれるウランの同位体のウラン全体量中に占める割合を高める工程である。
（５）　「再転換」
濃縮された六フッ化ウランを成型加工のために粉末状の二酸化ウランにする工程である。
（６）　「成型加工」
粉末状の二酸化ウランを焼き固め，ペレットと呼ばれる状態にし，これを金属製の被覆管に封じ込め，原子炉に装荷するために燃料集合体として組み立てる工程である。
（７）　「再処理」
使用済核燃料を燃え残りのウラン及び新たに生成された核分裂性の物質であるプルトニウムと，高レベル放射性廃棄物であるその他の核分裂生成物とに分離する工程である。再処理によって回収されたウラン及びプルトニウムは，転換や濃縮等の工程を経ることによって再び核燃料として利用することができる。
３　ウラン濃縮
（１）　ウラン
ウランは原子番号９２の元素であり，ラジウム，トリウム等と並んで天然に存在する放射性元素の一つである。
ウランには人工のものも含めれば１０種類以上の同位体が存在するが，天然ウランは，ウラン２３８，ウラン２３５，ウラン２３４の３種類の同位体の混合物であり，その存在比はそれぞれ約９９．２７パーセント，約０．７２パーセント，約０．００５６パーセント（約０．００５４パーセントとする文献もある。）である。
（２）　六フッ化ウラン
六フッ化ウランは，ウランとフッ素との化合物の一つで，不燃性で爆発性もないが，腐食性を有する放射性物質である。水と反応し，フッ化水素とフッ化ウラニルという物質を生ずる。大気圧下では，常温で白色の固体であり，摂氏５６．５度で昇華（固体が液状になることなく直接に気体になること）するが，加圧して加熱すると液化する。ガス拡散法又は遠心分離法等によるウラン濃縮には，この六フッ化ウランが用いられる。
（３）　ウラン濃縮の意義と必要性


質量数の大きい元素の原子核でも核分裂性のものは限られており，また，同じ元素の同位体でもすべてが核分裂性であるわけではない。天然ウランを構成する三つのウランの同位体のうち，ウラン２３５は核分裂性が高く，ウランを核燃料物質として利用するに当たり重要な役割を果たしているが，天然ウラン中に約０．７２パーセントしか含まれていない。これに対し，天然ウラン中の約９９．２７パーセントを占めるウラン２３８は，ウラン２３５に比べて核分裂性が極めて小さい。原子炉においては，核燃料物質に対して外部から中性子が供給されなくても，核燃料物質自体の核分裂反応によって生じた中性子により更に核分裂が生じる核分裂の連鎖反応が一定の状態で持続される臨界状態が維持される必要がある。ところで，原子炉には種々の型があり，ウラン２３５を約０．７２パーセントしか含んでいない天然ウランを核燃料として利用することのできる型の原子炉もあるが，現在国内の実用発電用原子炉の大勢を占める軽水型原子炉（軽水炉）では，核分裂の連鎖反応を起こしやすくするための減速材（核分裂によって生じた高速の中性子の状態では，次の核分裂を生じさせる確率が低く，核分裂の連鎖反応が続かないため，中性子の速度を遅くする機能を果たすもの。）及び原子炉の冷却材として用いられる軽水（普通の水のこと。水素の同位体である重水素を含む重水と区別する意味で軽水と呼ばれる。）の中性子を吸収する性質が強いため，ウラン２３５の含有率が低い天然ウランのままでは，臨界状態を維持することはできない。そこで，ウランを核燃料とする軽水炉においては，全ウラン中のウラン２３５の存在比を，天然ウランの状態の約０．７２パーセントから，２ないし４パーセント程度に高めたウランを燃料として用いる必要がある。
このように，ウランを軽水炉で使用するためには，ウラン中のウラン２３５の割合を一定の濃度まで高める濃縮という工程が必要となる。この工程によってウラン２３５の存在比を天然ウランより大きくしたウランを，濃縮ウランという。また，この濃縮の結果，ウラン２３５の存在比が天然ウランより小さくなったウランも生じるが，これを劣化ウランという。
（４）　ウラン濃縮の方法
現在，ウランの濃縮法としては，遠心分離法，ガス拡散法，レーザー法，化学交換法等が知られているが，本件施設で用いられているのは，遠心分離法である。遠心分離法は，高速で回転している円筒の中に気体状にした六フッ化ウランを供給したときに，ウラン２３５とウラン２３８とのわずかな質量の差から，質量の大きいウラン２３８が遠心力で円筒の外側に多く集まり，中心に近いところではウラン２３５の割合が増えてくる原理を用いたもので，このウラン２３５がわずかに増えた部分を取り出し，同じことを多数回繰り返すことによって濃縮ウランを作り出す方法である。
（５）　我が国におけるウラン濃縮技術と事業
現在，我が国は，ウラン濃縮役務の大部分を，米国エネルギー省（ＤＯＥ）や，フランスを中心とした国々の共同出資により造られた濃縮企業体である欧州ウラン濃縮機構（ユーロディフ）との契約により確保している。しかし，他方では，国内でのウラン濃縮の事業化が進められてきている。
国内における遠心分離法によるウラン濃縮については，昭和３０年代から，動燃事業団（当初はその前身である原子燃料公社）が中心となってその研究を進め，昭和４７年度からは国のプロジェクトとして開発が推進された。動燃事業団は，岡山県人形峠において，昭和５４年９月にパイロットプラントの一部運転を開始した後，昭和５７年３月末には約５０トンＳＷＵ／年（ウラン濃縮の分離作業能力をいい，単位時間当たりの分離作業量（分離作業単位ＳＷＵを単位とする。）で表され，工場等の規模を表すのに用いられる。）以上の能力で全面運転を開始し，平成２年３月末まで各種の試験研究を行ってきた。さらに，動燃事業団は，遠心分離機の量産技術の確立，プラント設備の合理化等により濃縮プラントの信頼性，経済性の向上を図るため，商業プラントに先立って原型プラントの建設を進め，昭和６３年４月にその第一期分が１００トンＳＷＵ／年の能力で操業を開始，翌平成元年５月にはその第二期分が操業を開始している。本件施設は，原燃産業が，これらの成果を踏まえて建設した商業プラントである。
第６　本件施設の概要（甲５５８，乙７５，弁論の全趣旨）
１　本件施設の位置
本件施設を設置する日本原燃六ケ所事業所は，青森県北東部の下北半島南部の上北郡六ヶ所村大石平に位置する。同事業所から近接集落の野附地区までの距離は，約１．５キロメートルである。
２　本件施設の機能等
本件施設は，発電用原子炉の燃料として供給する濃縮ウラン（昀高濃縮度５パーセント）を遠心分離法により製造するものである。
本件施設は，昭和６３年１０月に建屋工事に着手され，平成４年３月に操業が開始された。分離作業能力は，操業開始当時は１５０トンＳＷＵ／年であったが，その後のカスケード設備（配管により接続された遠心分離機群）等の増設に伴う向上により，平成１０年１０月以降は１０５０トンＳＷＵ／年となっている。また，本件施設におけるウランの貯蔵能力は，ウラン量に換算すると，その貯蔵専用区域であるウラン貯蔵庫においては，濃縮ウラン８５トン，天然ウラン５１０トン，劣化ウラン１８１０トンであり，このほか加工工程内の保管区域においても濃縮ウラン７７トン（ウラン量換算）を貯蔵できる。
３　工程
本件施設における工程は，以下のとおりである。
（１）　原料の貯蔵
本件施設の原料は天然ウランであり，六フッ化ウランの形で鋼鉄製容器（以下「原料シリンダ」という。）に入れられて，ウラン貯蔵庫で一時保管される。
（２）　脱気
原料の入った原料シリンダを発生槽に装着し，シリンダ内の圧力及び発生槽内の温度を測定して原料六フッ化ウランの純度を調べ，純度が低い場合は必要に応じてシリンダ内の不純ガスを含む気体を排出する脱気を行い，原料六フッ化ウランの純度を高める。
（３）　発生
発生槽に装着した原料シリンダを温水で加熱することにより六フッ化ウランを気化し，六フッ化ウランガスを発生させる。
（４）　濃縮
発生工程で発生させた六フッ化ウランガスは，配管によりカスケード設備に供給され，遠心分離機により製品六フッ化ウランガス（濃縮ウラン）と廃品六フッ化ウランガス（劣化ウラン）に分離される。
（５）　製品六フッ化ウランの捕集・回収


カスケード設備で分離された製品六フッ化ウランガスは，コールドトラップ（六フッ化ウランを冷却し凝固させて捕集する設備）により捕集される。捕集された製品六フッ化ウランは，コールドトラップを加熱することにより気化され，冷却した鋼鉄製容器（以下「中間製品容器」という。）に移送し，回収される。この中間製品容器は，あらかじめ製品回収槽に装着されている。
また，コールドトラップで捕集されなかった微量の六フッ化ウランは，排気系統においてケミカルトラップ（吸着剤の化学的性質を利用して特定の物質を捕集する機器で，本件施設では六フッ化ウランの吸着を目的として吸着剤にフッ化ナトリウムを用いるものとフッ化水素の吸着を目的として吸着剤にアルミナを用いるものの２種類がある。）により捕集される。
（６）　廃品六フッ化ウランの回収
カスケード設備で分離された廃品六フッ化ウランガスは，廃品コンプレッサで昇圧された後，冷却した鋼鉄製容器（以下「廃品シリンダ」という。）に移送され，回収される。この廃品シリンダは，あらかじめ廃品回収槽に装着されている。
（７）　均質処理及び濃縮度測定
中間製品容器を均質槽に装着し，加熱することにより，容器内の六フッ化ウランを液化し，均質化（濃縮度のばらつきをなくすこと）する。その後，この液体状態の六フッ化ウランの一部をサンプルシリンダに抜き出し，更にサンプルチューブに小分けして，濃縮度及び純度の測定が行われる。これらの均質処理を終了した製品六フッ化ウランは，間接冷却される。
均質処理工程では，本件施設内で昀も高温高圧の条件下で六フッ化ウランが取り扱われ，昀高使用温度は摂氏９４度，その場合の六フッ化ウランの飽和蒸気圧は１平方センチメートル当たり２．７キログラム重，すなわち約２．６気圧である。
（８）　濃縮度調整
均質処理及び濃縮度測定を行った製品六フッ化ウランは，必要に応じ，濃縮度調整が必要な製品六フッ化ウランと原料六フッ化ウラン又は濃度が既知の製品六フッ化ウランとを混合する方法により濃縮度調整を行う。濃縮度調整を終えた中間製品容器は，再度均質処理及び濃縮度測定を行う。
（９）　製品六フッ化ウランの充填
均質処理及び濃縮度調整を終えた製品六フッ化ウランの入った中間製品容器を均質槽に装着し，加熱することにより製品六フッ化ウランを気化し，冷却した鋼鉄製容器（以下「製品シリンダ」という。）に移送し，充填する。この製品シリンダは，あらかじめ製品シリンダ槽に装着されている。
（１０）　製品六フッ化ウラン及び廃品六フッ化ウランの貯蔵製品六フッ化ウランは製品シリンダに充填された状態で，また，廃品六フッ化ウランは廃品シリンダに充填された状態で，それぞれウラン貯蔵庫に貯蔵される。
４　本件施設の設備等
本件施設における主要な建屋としては，ウラン濃縮建屋，ウラン貯蔵建屋，ウラン濃縮廃棄物建屋及び補助建屋があり，本件施設の主要な設備はウラン濃縮建屋に設置されている。ウラン濃縮建屋は，中央操作棟，発回均質棟及びカスケード棟に分かれており，中央操作棟には，中央制御室，常用電源室，非常用電源室，管理排水処理室，分析室等が配置され，発回均質棟には発生回収室及び均質室が配置されている。また，カスケード棟にはカスケード室，中間室及び高周波電源室が，ウラン貯蔵建屋にはウラン貯蔵庫及び搬出入棟が，それぞれ配置されている。本件施設の主要な設備としては，カスケード設備，六フッ化ウラン処理設備，均質・ブレンディング設備及び高周波電源設備がある。このうち，カスケード設備は遠心分離機で，高周波電源設備は高周波インバータ装置で構成され，それぞれカスケード室及び高周波電源室に配置されている。六フッ化ウラン処理設備は，発生槽，製品回収槽，廃品回収槽，各種コールドトラップ，各種ケミカルトラップ，フッ化ナトリウム処理槽及び廃品六フッ化ウラン用のコンプレッサで構成されており，そのほとんどは発生回収室及び中間室に配置されているほか，一部のケミカルトラップは均質室に配置されている。均質・ブレンディング設備は，均質槽，製品シリンダ槽，原料シリンダ槽，減圧槽，コールドトラップ，各種ケミカルトラップ，サンプル小分け装置，中間製品容器及び工程用モニタで構成され，いずれも均質室に配置されている。
本件施設における工程のうち，脱気，発生，製品六フッ化ウランの捕集・回収及び廃品六フッ化ウランの回収（前記３の（２），（３），（５），（６））は六フッ化ウラン処理設備で，濃縮（同じく（４））はカスケード設備で，均質処理，濃縮度調整及び製品六フッ化ウランの充填（同じく（７），（８），（９））は均質・ブレンディング設備でそれぞれ行われ，原料，製品六フッ化ウラン及び廃品六フッ化ウランの貯蔵（同じく（１），（１０））はウラン貯蔵庫で行われる。第７　放射線及びウランの性状（甲２，４９９，乙７，８，弁論の全趣旨）
１　放射線，放射能及び放射性物質
放射線とは，アルファ線，ベータ線，中性子線等の粒子線（原子，中性子，電子等の粒子が細い幅でほぼ一定の方向に飛ぶ流れ）と，ガンマ線，エックス線等波長の非常に短い電磁波との総称である。
陽子数と中性子数の割合が不適当であったり，陽子数がある程度以上多いという理由により安定に存在することができない原子核は，原子核内で変化が起こり，何らかの粒子やエネルギーを放出する。このとき放出される粒子やエネルギーは放射線であり，放射線の種類は，原子核の変化の仕方に応じて異なっている。そして，このように原子核の状態が変化して放射線を出す能力を放射能といい，放射能を有する物質を放射性物質という。
２　放射線に関する量と単位
放射線に関する量としては，放射線量，線量当量及び放射能量等があり，その単位としては，グレイ，シーベルト，ベクレル等がある。物質が吸収した放射線量（吸収線量）は，ある物質が放射線の照射によりエネルギーを吸収したときのその物質の単位量当たりのエネルギー量であり，その物質１キログラム当たり１ジュールのエネルギーを吸収したときにその吸収した放射線量を１グレイ（Ｇｙ）という。グレイは国際単位系に属しており，このほかに吸収線量を表す単位としてはラド（ｒａｄ）があり，１ラドは１．０×１０のマイナス２乗グレイに相当する。


放射線の人体に対する生物学的影響は，同じ吸収線量（グレイ値）の場合でも，放射線を受ける組織の感受性が様々で，放射線の種類やエネルギーによっても影響力が異なることから，放射線被曝の影響を計る共通の尺度として，人体に対する生物学的影響を表す放射線量（線量当量）が用いられ，単位はシーベルト（Ｓｖ）である。シーベルトはグレイと同じく国際単位系に属しており，このほかに線量当量を表す単位としてレム（ｒｅｍ）があり，１レムは１．０×１０のマイナス２乗シーベルトに相当する。なお，線量当量に関しては，放射線の人体に与える影響が放射線を受ける組織によって異なるため，各組織が受けた線量当量に組織ごとに定められた係数を乗じて補正したものの合計値として実効線量当量という概念が用いられるほか，ある特定の組織（例えば眼の水晶体）が受けた平均的な線量に線質係数（放射線の人体に与える影響が放射線の種類及びエネルギーによって異なることから，この違いを補正するための係数）を乗じたものとして組織線量当量という概念もある（単位は同じ。）。
放射能量は，単位時間当たりの原子核の崩壊数に着目して表される放射性物質の量であり，原子核が１秒間当たり１個崩壊する放射性物質の量（放射能量）を１ベクレル（Ｂｑ）という。ベクレルは，国際単位系で定められた単位で，このほかに放射能量を表す単位としてキュリー（Ｃｉ）があり，１キュリーは，３．７×１０の１０乗ベクレルに相当する。
３　ウランの放射能
ウランは，核分裂性の元素，すなわち一定の割合で原子核が自発的に放射線を発しながらより小さな原子核に壊れていくという性質を有する元素であり，放射性元素と呼ばれ，このように自発的に原子核が壊れる現象を放射性崩壊（又は放射性壊変）という。また，同一の元素（原子番号，すなわち陽子数が同一の物質）の中で質量数（陽子数と中性子数の合計）の違いに着目して原子の種類を区別する場合，それぞれの原子種を核種と呼び，放射性崩壊を生じる性質を有する核種を放射性核種と呼ぶ。
放射性崩壊には，アルファ線を発しながら崩壊するアルファ崩壊，ベータ線を発しながら崩壊するベータ崩壊等があるが，天然ウランに含まれるウラン２３８等の崩壊は主としてアルファ崩壊で，放出される放射線はほとんどがアルファ線（ごく一部であるが，ガンマ線も放出される。）であり，天然ウランの比放射能（単位質量当たりの放射能量）は，１グラム当たり約２．５×１０の４乗ベクレル（約０．７マイクロキュリー）である。
アルファ崩壊後のウラン２３８ないしウラン２３５は，やはり放射性核種であるトリウムの同位体となり，更に約１日（ウラン２３５の場合）又は約２４日（ウラン２３８の場合）の半減期（ある放射性核種の数が放射性壊変により半分になるまでの時間）でベータ崩壊を起こし，更に何回ものアルファ崩壊及びベータ崩壊を繰り返して様々な種類の放射性核種に変化し，昀終的には放射能を持たない鉛の安定同位体となる。このようにウラン２３８やウラン２３５が放射性崩壊を繰り返す過程で変化する様々な放射性核種を娘核種といい，これらの半減期は１秒未満から数十万年であって，半減期がおよそ４４億７０００万年のウラン２３８やおよそ７億４００万年のウラン２３５と比較して，相対的に短い。また，ウランは，上記のように放射性崩壊によって自発的に放射線を発するほか，原子核に中性子等が衝突した場合には，核分裂反応を起こし，原子核が複数に分裂するとともに，大きなエネルギーと２個又は３個の中性子（中性子線）とを放出する性質を有している。この性質を利用するのが原子炉であることは前記のとおりである。
第２部　当事者の主張
第１章　原告適格（主位的請求及び予備的請求に共通の争点）
（被告の主張）
もんじゅ昀高裁判決は，原子炉施設に係る設置許可処分を争う原告適格に関して，当該住民の居住する地域が，上記の放射能汚染事故により直接的かつ重大な被害を受けるものと想定される地域であるか否かを判断するための手法として，「当該原子炉の種類，構造，規模等の当該原子炉に関する具体的な諸条件を考慮に入れた上で，当該住民の居住する地域と原子炉の位置との距離関係を中心として，社会通念に照らし，合理的に判断すべきものである」と判示している。そうすると，加工事業許可に係る規制法１４条１項２号（技術的能力に係る部分に限る。）及び３号が，単に公衆の生命，身体の安全等を一般的公益として保護しようとするにとどまらず，当該加工施設周辺に居住し，放射能汚染事故により直接的かつ重大な被害を受けることが想定される範囲の住民の生命，身体の安全等を個々人の個別的利益としても保護すべきものとする趣旨を含むと解した場合，この判断手法は，原子炉施設のみならず，加工事業許可処分を争う原告適格の有無を判断する場合についても妥当するものといえる。
ただし，それぞれの加工施設によりその潜在的危険性は異なるものであるから，本件においても，本件施設の種類，構造，規模等の具体的な諸条件によって認められるその潜在的な危険性の程度と，当該住民の居住する地域と施設との距離関係を合わせ考慮して，社会通念に照らし，原告適格の有無を判断すべきことになる。具体的には，次のとおりである。
１　原告らの訴状記載の住所地は，近くは本件施設の所在地である青森県六ケ所村から，遠くは関東地方の東京都・横浜市等，関西地方の大阪市・京都市等，九州地方の福岡市・鹿児島県指宿市等にまで及んでいる。
２　一方，本件施設は，発電用原子炉の燃料として供給する濃縮ウラン（昀高濃縮度５パーセント）を遠心分離法により製造するもので，当初の分離作業能力は毎年６００トンＳＷＵである。
そして，本件施設の濃縮工程においては，ウラン２３５の濃縮度は５パーセント以下であり，また，本件施設にその昀大貯蔵量のウランが貯蔵されるとしても，その放射能量は２０００キュリー程度であり，原子力施設としては放射能量が昀も少ない施設の一つとして位置づけられている。また，本件施設は，原子炉のようなエネルギーの生産施設ではないので，熱の発生がなく，内包するエネルギーも小さい。
さらに，原料及び製品である六フッ化ウランは，不燃性で，爆発性もない化合物であり，その濃縮工程においては，常に未臨界の状態で取り扱われるのはもちろんのこと，固体，液体及び気体の状態変化はあるが，化学変化はなく，昀高使用温度で摂氏９４度と比較的低温で，ほとんどが大気圧以下で取り扱われるなど，その工程は，単純でかつ本来的に安全性が高いものである。


３　以上の，種類，構造，規模等の本件施設に関する具体的な諸条件を考慮に入れた上で，原告らの居住する地域と本件施設の位置との距離関係を中心として，社会通念に照らして検討すると，本件施設は，前記のように発電用原子炉の燃料として供給する濃縮ウランを遠心分離法により製造するもので，原子力施設としては放射能量が昀も少ないものの一つであり，また，熱の発生がなく，内包するエネルギーも小さいものである上，原料及び製品である六フッ化ウランは，不燃性で，爆発性もない化合物であり，その濃縮工程では，常に未臨界の状態で，かつ，化学変化はなく，比較的低温で，ほとんどが大気圧以下で取り扱われるなど，その工程は，単純でかつ本来的に安全性の高いものである。したがって，本件施設の有する潜在的な危険性は，もんじゅ昀高裁判決で対象とされた原子炉施設と比較すれば，比べようのないほど小さいものということができるから，社会通念に照らして合理的に判断するならば，関東地方，関西地方，九州地方に居住する原告らについてはいうまでもなく，本件施設のある六ケ所村に居住する原告らについても，その居住する地域が本件施設の放射能汚染事故により直接的かつ重大な被害を受けるものと想定される地域であるとはいえないことは明らかである。
４　上記のとおり，もんじゅ昀高裁判決の趣旨に照らして検討してみても，原告らは，本件において，社会通念上，本件施設の放射能汚染事故により直接的かつ重大な被害を受けるものと想定される地域であるとはいえない地域に居住するのであるから，本件許可処分の無効確認及び取消しを求める法律上の利益を有する者には該当せず，原告適格を欠くものというべきである。
（原告らの主張）
１　もんじゅ昀高裁判決の判断手法に従って本件を検討すると，本件施設で処理されるウランは，人体に対し強度の放射性毒性及び化学的毒性を有するものであり，しかも本件施設にはそれが昀大２４００トンを超えて使用貯蔵される。また，本件施設には同様に人体に有害なウランの崩壊生成物も大量に存在する。したがって，原告らは，日常的な放射能の放出により生命身体等に直接的かつ重大な被害を被る危険性が存するほか，本件施設は地震，航空機事故，火災・爆発等による施設破壊の危険性があり，ひとたび事故が発生すれば，次のとおりその影響は広範囲にわたり，原告らが本件施設から大量に放出される放射性物質及び放射性降下物によってその生命，身体を侵害されるおそれがあるのは明らかである。本件施設の破壊時に放出されるウランの量は，控えめに見積もって，施設全体のウランの貯蔵能力である２４００トン余り（濃縮ウラン８５トン，天然ウラン５１０トン，劣化ウラン１８１０トン）のうち５パーセント濃縮ウラン１０トンと想定して，以下検討することとする。また，本件施設で事故が発生した場合，ウランは，まずは六フッ化ウランの形で放出され，これがフッ化ウラニルに変化するが，環境中では更に二酸化ウランないしは八酸化三ウランに変化すると考えられるので，以下では，酸化ウランの形態で計算を行う。また，環境中に放出された放射性物質がどのようにして大気中に拡散され，人体に摂取されて被曝をもたらすかは，いわゆる拡散式と摂取モデルによって推定される。拡散式とは，粒子の大きさや天候状態，大気安定度により左右される拡散の状況を一定の仮定の下に計算するもので，ここでは「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針について」（昭和５７年１月２８日原子力安全委員会決定。以下「気象指針」という。）に従ってパスキルの計算式を用い，大気安定度をＦ（大気に逆転層ができ，放射性物質が上空にまで上がらず遠くにまで影響を与える場合）と仮定し，風速を毎秒２メートル，ウランは地上０メートルからミスト状の小さな粒子となって放出拡散したとの条件で試算を行う。その結果，年間１００ミリレム（１ミリシーベルト。ただし，本件許可処分当時は５ミリシーベルトと定められていたが，現時点において１ミリシーベルトの限度を上回ることは許されない。）と定められている一般公衆の被曝限度を超える範囲は，約７００キロメートル風下の地域までに及ぶこととなり，実際の地図上では，本件施設から６００キロメートル程度離れた東京都を含むことになる。しかも，地震，航空機，あるいは火災・爆発による施設破壊により本件施設に内蔵されるウランが全量放出する潜在的危険性があり，約６００トン相当分のウランが全量放出した場合は，東京都での被爆線量は０．３８ミリシーベルトであり，８００キロメール離れた松本市，名古屋では０．０６ミリシーベルトである。したがって，原告らは，本件許可処分の無効確認訴訟及び取消訴訟を提起するについて「法律上の利益を有する者」に該当する。
２　規制法１４条１項２号（経理的基礎に係る部分に限る。）所定の経理的基礎のない者に事業許可を与えれば，不完全なウラン濃縮工場を建設するおそれがあることは見やすい道理であり，災害防止のためにはこのようなことは防止しなければならない。上記経理的基礎の要件は，災害防止を資金面から担保し，もって周辺住民個々人の利益をも保護する趣旨のものである。
（被告の反論）
事故による影響評価に関する原告らの主張は，以下に述べるとおり現実離れした恣意的なものであり，「被害を受ける蓋然性」を基礎づける主張としては失当である。
１　原告らは，周辺住民への被害を評価するに当たり，想定される事故により濃縮ウラン１０トンが環境中に放出されると主張するが，いかなる状況の下に，どのような機序で濃縮ウランが漏洩し，どのような計算によってそれを１０トンと見積もったのかについて，何らの根拠を示していない。
なお，本件施設における昀大想定事故により建屋外へ漏洩するウラン量は１．７×１０のマイナス２乗グラムにすぎないし，仮に航空機が本件施設のウラン貯蔵建屋に墜落したとしても，建屋外へ漏洩するウラン量は０．３キュリー（５パーセント濃縮ウランで約１１０キログラム相当）程度である。２　本件施設ではウランは六フッ化ウランの形態で取り扱われており，これが空気と接触すると空気中の水分と反応してフッ化ウラニルに変化するものの，フッ化ウラニルは常温では安定した物質であり，通常の環境中では，二酸化ウランや八酸化三ウランに変化しないことは，科学技術上の知見として明らかである。また，このように酸化ウランの形態をとる場合には，吸入摂取による単位ウラン量当たりの被曝線量はフッ化ウラニルの場合の約５０倍になるため，計算上の被曝線量を大幅に引き上げることとなる。したがって，ウラン全量について酸化ウランの形態で被曝線量の計算を行っている原告らの計算は，恣意的なものであり，失当である。
３　原告らが行った試算の方法は，その基づく気象指針にのっとったものではなく，またその計算値も実態とかけ離れたものであり，失当である。第２章　憲法上及び法律論上の主張（主位的請求の争点）
第１　規制法１３条１項にいう「加工の事業」該当性
（原告らの主張）


ウラン濃縮については，制定当初の規制法や規制法施行令には明文規定がなかったところ，昭和５９年６月１８日，加工事業規則が改正され，加工施設の中に「濃縮施設」が追加された。これによって，以後事業として行われるウラン濃縮は，規制法３章の「加工」に該当するという政府解釈がとられることとなった。本件許可処分も，このような政府解釈に従ってされたものである。しかし，上記の政府解釈は，以下の点から誤りであることが明らかであって，「加工」は「濃縮」を含まないものと解釈するのが相当であり，したがって，我が国の法体制においては，国内でウラン濃縮を行うことは禁止されており，何人もこれに対して許可処分をすることはできない。しかるに本件許可申請は，ウラン濃縮事業をその内容とするものであることは明らかであるから，これに対してされた本件許可処分は，法令の根拠に欠けるものであり，その違法性は重大かつ明白なものであるから，当然無効のものであるといわねばならない。
１　文理解釈
（１）　文理解釈上，濃縮が加工に含まれると解する余地はない。すなわち，規制法においては，加工とは「核燃料物質を原子炉に燃料として使用できる形状又は組成とするために，これを物理的又は化学的方法により処理することをいう」と定義されている（２条６項（現在の同条７項））。
これに対し，濃縮を定義するとすれば，核燃料物質に含まれる特定の同位体の比率を変える操作ということができ，このような操作は，核燃料物質の形状や組成を変えることには含まれないし，また，そもそも「処理」とは材料に加工を施して性質を変えることをいうものであるが，濃縮は操作ではあっても処理とはいえない。また，濃縮の具体的方法であるガス拡散法や遠心分離法，化学交換法，レーザー法などを物理的又は化学的方法と呼ぶことにも無理がある。（２）　規制法の定義規定を文字どおりに読めば，ウラン燃料の場合，加工とは，物理的に形状を変えるいわゆる成型加工と，酸化ウランと六フッ化ウランとの化学的な転換・再転換の工程とを指していることが明らかである。この点に関し，資源エネルギー庁長官官房原子力産業課作成の核燃料サイクル関係資料では，核燃料サイクルは，製錬・転換・濃縮・再転換・加工・発電・再処理・転換とされ，加工は「粉末状態の濃縮ウランを焼き固め，ペレットと呼ばれる状態に成型加工した後，ジルカロイ製の被覆管に封じ込める。こうしてできた燃料棒を，原子炉に装荷するために燃料集合体として組立てること」と説明されており，濃縮と加工は明らかに区別されている。諸外国の例をみても，英米においては濃縮（Ｅｎｒｉｃｈｍｅｎｔ）と加工成型（Ｆａｂｒｉｃａｔｉｏｎ）は区別され別個の規制がされている。
（３）　ウラン濃縮技術は，核爆弾製造のための軍事技術の一環として，マンハッタン計画の中で開発されたものであり，現在でも軍事転用の危険性を内包する技術である。このため，アメリカでは，ウラン濃縮事業は国の独占的所有とされており，我が国でも，原子力基本法の基本方針である平和の目的に限り原子力利用がされるべきことを受けて，規制法１条が，「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の利用が平和の目的に限られる」と規定している。このため，規制法２４条は原子炉設置の許可基準として，４４条の２は再処理事業者の指定基準として，いずれも「平和の目的以外に利用されるおそれがないこと」を掲げている。これに対し，加工事業の許可基準としては，規制法はこの平和利用の要件を要求していない。そうすると，濃縮は加工に含まれるという政府解釈の下では，軍事転用の危険性の高い濃縮技術について，これを平和利用目的に限定させるための原子力委員会の審査は行われないこととなってしまうという，法規制の実際上も極めて不都合な結果とならざるを得ない（規制法１４条２項）。このことは，当初加工は核燃料サイクルのさほど重要でない一段階であり，軍事転用の危険性もないと考えられていたことを裏付けるもので，このことからも加工が濃縮を含まないことは明らかである。
また，規制法は，製錬，加工，原子炉の設置及び運転，再処理，核燃料物質の使用等について，許可ないしは指定の要件上，目的及び主体を限定して再処理を昀も厳しく規制し，次に目的を限定して原子炉の設置及び運転と使用を厳しく規制しており，製錬と加工については，これより緩やかな規制が行われている。しかして，もし規制法制定当時に濃縮についての規定が設けられた場合，主体を公社に限定するような再処理と同程度の規制がされていたと考えるのが自然であり，このような考え方は，昭和３３年１２月２４日の原子力委員会の決定においても明らかにされている。にもかかわらず，規制法は，加工事業を民間の事業者が自由に行うことができるとしており，このような内容の立法がされたということは，濃縮が加工に含まれないことを示している。
２　立法者意思
規制法制定当時，国内においてウラン濃縮を行う計画は全くなく，立法者の意思は，国内での濃縮を想定していない。
このことは，制定過程の昭和３２年５月６日開催の第２６回国会衆議院科学技術振興対策特別委員会に説明員として出席した２名の原子力委員会委員が，国内で濃縮を行うことは全く念頭になく，専ら外国又は国際機関より入手することを前提とした説明をしていること，Ｌ原子力委員会委員（当時）が，電気新聞（昭和４８年１１月２７日付け）の「ウラン濃縮雑感」と題する文章中で，「歴史を振り返って１９５６年わが国昀初の長期計画をみると，（中略）ウラン濃縮については一言も触れられていない。それは隔膜法の事しか伝え聞いていなかった当時，莫大な電力を必要とする濃縮ウランによって発電を行うことは日本の国情に適わしくないと考えられたからであった。」と述べていることから裏付けられる。また，原子力技術の重要な構成要素として，濃縮という段階があることは規制法制定当時から明らかであったのであり，濃縮ウランの取得方法等についての国会論議もされていたにもかかわらず，立法過程では，加工に濃縮が含まれるとの説明は一切されていない。
３　政府解釈
政府は，昭和５９年８月２日衆議院科学技術委員会におけるＭ政府委員の答弁中で，規制法の制定当時，衆参両院における委員会での提案理由中で濃縮は加工に含まれるとの説明は一言もなされていないことを認めている。また，規制法の立法のための国会審議の冒頭における政府委員による提案理由の説明では，当時，加工技術は実施段階を予想できる段階であったこと及び加工が原子炉に使用する燃料要素の加工と説明されていることが示されており，このことから，当時実施段階が全く予想できなかった濃縮は加工に含まれず，また，加工が燃料要素ではない濃縮を含まないことが明らかである。


このほか，昭和３２年５月１８日の参議院商工委員会における政府委員の答弁中では，濃縮は当面基礎研究を始めようとする段階，加工は研究の成果を集大成して精錬工場を作る段階にあるとそれぞれ説明されており，加工と濃縮が別個の段階として捉えられている。また，上記答弁中では，加工が金属加工と化学処理を指すことも示されている。
そして，政府は，自ら，一定の時期までは，ウラン濃縮技術の事業化の段階で法改正を行う準備を進めていた。すなわち，昭和５７年５月２０日付けの原子力産業新聞中の「ウラン濃縮事業化計画　法律的裏付け問題が浮上」との見出し記事は，濃縮を加工事業規制で対処するには，立法時の経緯，核拡散上の問題点があることを指摘した上，「新たにウラン濃縮事業に関する法改正を行う可能性もでてくる」としている。このように，政府部内にもウラン濃縮事業を行うためには規制法の改正が必要との見解が存在したのである。
４　学説
塩野宏元東大教授は，「核燃料サイクルと法規制」（第１法規）の中で，濃縮という核燃料サイクルの段階は我が国では自からは実施しないということを前提として規制法は制定されているとみるのが素直であり，したがって，我が国でも転換，濃縮の技術が実用化される段階にあっては，規制法自体を改正して，少なくとも再処理と同等の規制を明文化する必要があると考えられる旨の見解を示している。
（被告の主張）
１　文理解釈について
濃縮とは，ウランの同位体であるウラン２３５のウラン全体量中に占める割合を高める工程である。本件施設においては，ウランの同位体であるウラン２３５とウラン２３８の質量の違いに着目して，遠心分離法という「物理的方法」によって，核燃料物質である六フッ化ウラン（ウラン２３５の割合は約０．７パーセント）中のウラン２３５の割合を高め，「原子炉に燃料として使用できる」ような「組成」（ウラン２３５の割合が５．０パーセント以下の範囲で濃縮された六フッ化ウラン）とするものである。したがって，本件施設における濃縮は，正しく規制法２条６項（現在の同条７項）の定義にいう加工に該当することは，文理解釈上明らかである。
原告らが文理解釈の裏付けとして援用する資源エネルギー庁長官官房原子力産業課作成の「核燃料サイクル関係資料」は，核燃料サイクルの各工程及び内容を平易に解説したものであって，規制法での規制の体系や同法上の用語の説明をしたものではなく，同資料中の用語は必ずしも法令上の用語とは一致しないから，規制法上の加工の解釈の根拠にはならない。また，原告らは，英米では濃縮と加工成型は区別され別個の規制がされていると主張するが，各国の原子力に係る基本的な法体系，規制の在り方はそれぞれの国で異なることは当然であり，諸外国の例により我が国の規制法上の条文解釈を行うこと自体妥当でない。また，このほか，原告らは，規制法１４条の加工事業許可の基準に原子炉の設置の許可基準や再処理の事業の指定基準にあるような「平和の目的以外に利用されるおそれがないこと」という要件が定められていない点を指摘するが，これは，「原子炉」や「再処理」の定義中にその利用目的が定められていないために（２条４項，７項），その利用目的を平和利用に限定するためには許可基準や指定基準に目的の要件が必要であるのに対し，加工の事業については，その定義中に「原子炉に燃料として使用できる形状又は組成とするために（中略）処理すること」とあり，原子炉の利用目的の規制と合わせれば利用目的が平和利用に限定されることが確保されることになることから，加工の事業を許可するに当たり改めて利用目的を限定する許可基準を設ける必要がないため，平和利用目的の要件が課されていないにすぎない。
次に，規制法上の加工の事業の実施主体が再処理と同様に公社に限定されていないことも，濃縮が加工に含まれるとの解釈を否定すべき根拠となるものではない。すなわち，原告らの援用する原子力委員会決定は，当然のことながら規制法の法解釈について述べたものではなく，その時点における将来の原子力開発の構想を述べたものにすぎないのであるから，上記決定の記述から規制法上の加工に濃縮が含まれないとの結論が導かれるものではない。
２　立法者意思について
規制法制定当時，我が国において将来的にウラン濃縮事業を行うとの考えが全くなかったとする原告らの主張は，以下のとおり事実に反する。まず，原告らが指摘する２名の原子力委員会委員の説明は，海外からの濃縮ウランの入手についての当時の見通しを述べたにすぎず，これらの発言をもって，国内においてウラン濃縮を行う計画が存在しなかったことを裏付けるものということはできない。
次に，規制法制定当時に，将来的にウラン濃縮事業を国内で行うことは想定されていた。このことは，例えば，昭和３２年５月１８日の参議院商工委員会におけるＮ政府委員の答弁で，「それからもう一つは，濃縮ウランの問題でございますけれども，これは御承知のように非常に多額の費用と電気を要する事業でございまして，日本ではなかなかすぐその段階に飛び込むにはむずかしいのでございますから，昨年度，三十一年度からこれに対する基礎研究を始めようというので，東京の工業大学に依頼いたしまして，その方面の研究をさしてございます。」として示されている。また昭和３３年１２月２４日原子力委員会決定「核燃料開発に対する考え方」においても，「低濃縮ウラン燃料を使用する動力炉の将来性にかんがみ，わが国においてもウラン濃縮の技術を開発する必要がある。（中略）濃縮に有利な性質をもった新ウラン化合物，新しい濃縮法等わが国に適した濃縮技術の研究を強力に促進する。」との方針が決定されているのである。このように，規制法制定当時，将来的にウラン濃縮事業を国内で行うことは想定されていたものということができ，当時国内においてウラン濃縮事業を行う計画は全くなかったとする原告らの主張は明らかに事実とは異なる。
なお，仮に，規制法制定当時に国内でウラン濃縮事業を行う具体的な計画がなかったとしても，そのことは，直ちに規制法上，ウラン濃縮事業が「加工の事業」に含まれないと解すべき根拠となるものではない。
３　政府解釈について
規制法制定当時には，濃縮業務はまだ日本国内において事業として行う程度には成熟していなかった。したがって，実験レベルで行われていたウラン濃縮に関する研究は，同法５２条以下に定める使用として規制されてきた。その後，我が国における濃縮業務が動燃事業団の人形峠事業所ウラン濃縮原型プラントのように同法によって事業として規制すべき程度に発展し，具体的に規制対象とすべき事業が出現するに至ったことを受け，成型加工等，当時の加工の事業の実態に即して定められていた加工事業規則を一部改正し，加工事業許可申請書や設計及び工事の方法の認可申請書の記載事項等に濃縮施設に関する規定を追加することとしたのであり，上記加工事業規則改正の前後を通じて，濃縮事業についての政府の解釈は一貫しており，変更された事実はない。


原告らの指摘するＭ政府委員の答弁は，規制法の制定当時に政府が濃縮は規制法の加工に含まれるとの積極的な説明はしていないというにすぎず，ウラン濃縮事業が同法の「加工の事業」に含まれないことを認めたものでもなければ，規制法制定当時政府がそのような見解を採っていたことを表明したものでもない。すなわち，Ｍ政府委員は，従来の政府解釈について，「私ども昀近になって先ほど述べた解釈を変えたわけではございませんで，事業の実態が出てきたので具体的な対象事業が出てきたということで考えております。」と答弁しており，また，加工事業規則の改正については，「これは，ウラン濃縮が加工の業に含まれるか否かという議論ではなくて，我々の考えといたしましては，具体的に動燃における事業が加工の業として考えた方が適当であるという事態に進展してまいった，そういう規制する対象の事業が具体的にあらわれてきたのでここに入れたのであるという考え方でございます。」と答弁しており，これらの答弁によれば，上記加工事業規則改正の前後を通じてウラン濃縮事業が加工事業に含まれるという政府の見解に変更がないことは明らかである。
原告らは，規制法制定当時の政府の提案理由説明及び国会答弁を援用してるる主張する。しかしながら，これらは，いずれも規制法における加工の事業にウラン濃縮事業が含まれない旨を述べたものでもなければ，ウラン濃縮を事業として実施する場合には法律の改正が必要であるとの考えを明らかにしたものでもない。したがって，原告らの主張に係る上記各事実は，ウラン濃縮が規制法上の加工に該当するとの解釈を否定すべき根拠となるものではなく，原告らの主張は，いずれも失当である。
また，政府部内にも法改正が必要との見解が存したとの主張についても，原告らの援用する昭和５７年５月２０日付け原子力産業新聞中の記事は，原告らの上記主張を裏付けるものではない。
４　学説について
原告らは，規制法がウラン濃縮事業を予定していないことは学説からもうかがえるとして，塩野宏編著「核燃料サイクルと法規制」中の記述を援用する。しかしながら，塩野宏教授は，上記の中で，「「加工」の中に読みこむという解釈もあるかもしれないが，論議の残るところであろう。」とも述べており，規制法の解釈として，必ずしもウラン濃縮事業が「加工の事業」に含まれないと断定したものとはいえない。
一方，学説上は，ウラン濃縮事業を「加工」の事業として規制することを認める見解も存在しており（例えば，藤原淳一郎「原子力と立法」（ジュリスト８０５号所収）），学説上の見解をもって条文解釈の決め手とすることは妥当でない。
第２　憲法１３条，１４条，２５条違反
（原告らの主張）
原子力発電の危険性の根源は，原子力発電所を運転することによって必然的に大量に発生する死の灰やプルトニウムなどの放射性物質にある。１００万キロワット級の原発を１年間運転すると，原子炉の中には広島型原爆がばらまいた量の約千倍分の死の灰と長崎型原爆を約５０発も作ることができるプルトニウムがたまる。この半減期２万４千年のプルトニウムこそは，人間が作りだした昀悪の毒物だということができる。そして，これらの放射性物質の安全な管理方法については，いずれの国も解決に苦しんでいて，安全管理方法を確立した国はいまだなく，今後もその確立は技術的に疑わしいとするのが世界の技術的状況である。このような，人類がこれまで取り扱ったことがないほどに危険で，しかも安全管理技術の確立されない超毒物である放射性物質を大量に作り出す原子力発電所，核燃料サイクルの推進を許す原子力基本法及び規制法は，生命，自由及び幸福追求に対する国民の権利を定める憲法１３条，法の下の平等を定める憲法１４条（原子力施設周辺の住民を，そこに居住しているという社会的身分により放射線被曝線量の点で差別している。），生存権を定める憲法２５条に違反し，違憲である。
（被告の主張）
原子力基本法及び規制法は，核燃料物質等は適正な規制をすることにより安全に管理することができることを前提として，エネルギーの安定した供給を確保することによって人類社会の福祉と国民生活の水準向上に寄与するよう定め，あるいは原子力の平和利用の計画的推進や前提となる安全性の確保のために必要な具体的規制を行うのであるから，むしろ，幸福等を追求する国民の権利（憲法１３条），国民の平等（憲法１４条），健康で文化的な生活や社会福祉（憲法２５条）の憲法上の権利は，いずれもこれらの法律を通じて具体化され，広く積極的に実現されるのであり，これらの法律が憲法に違反するものでないことは明らかである。また，規制法は，原子力基本法の精神にのっとり，原子力の利用に関して各分野ごとに，また，各段階ごとにそれぞれ規制を行うことによって安全性を確保する構造となっており，これによって，公共の安全を確保する法体系が採られているのであるから，これらの法規が，原子力施設周辺住民の憲法上の上記各権利を侵害するものであるとはいえない。
第３　憲法３１条違反
（原告らの主張）
憲法３１条以下の適正手続条項は，直接には刑事手続を対象としているが，行政手続にもその保護が及ぶことは今日の確立した判例といってよいし，核燃料加工事業許可処分が，罪に該当する特定の行為に対する反動として及ぼされる刑罰と比較して無条件に人権の制約を及ぼすものである点において，あるいは及ぼされる害悪が生命や健康の侵害という刑罰に匹敵するものである点において，刑罰と同等かそれ以上の人権侵害に当たることを考えれば，上記処分には当然憲法３１条の適正手続保障が及ぼされなければならない。
そして，憲法３１条からは，加工事業許可処分手続における許可の基準は，行政が政治的経済的な様々な要請を受けて行う恣意的な政策的判断から住民等の生命と健康に対する憲法上の人権を保障する歯止めとなる必要上，原子力行政に関する政策的裁量に委ねられる余地はなく，定量的かつ明白なように直接に法律でもって規制されていなければならない（明確性の原則）。また，公正な処分を行う不可欠の前提として，関係住民に対して告知聴聞の機会を与え，同時に許可処分に際して事前に許可申請書，添付書類を始めとする安全審査資料を公開することが義務づけられているものと考えられる（民主，公開の原則・原子力基本法第２条）。ところが，規制法１４条の許可基準は，定量的かつ一義的に明確とはいえないどころか，全くの白地規定といわざるを得ない。また，規制法には告知聴聞及び事前資料公開に関する規定は存在しないし，原子力委員会や原子力安全委員会の審査をもって核の危険性にさらされる住民に対する説明と同意に代置することもできない。したがって，規制法１３条，１４条は，憲法３１条に違背する違憲無効なものであり，上記規定を根拠としてされた本件許可処分は違憲，違法である。
（被告の主張）
１　憲法３１条の規定が，本来，刑事手続の保障に関するものであることは，その文言自体からも同条が次条以下の刑事裁判手続上の人権保障の諸規定を率いる形で置かれていることからも明らかである。


もっとも，行政手続においても，憲法３１条にいう適正手続の精神が尊重されるべきことを否定するものではない。しかしながら，すべての行政処分について，不利益を被る関係者に対し告知，弁解，防禦の機会を与えなければならないわけではなく，憲法３１条の精神に照らせば，行政手続のうち憲法３１条の保障の対象となるものは，刑罰と実質的に同視し得る秩序罰や執行罰等についてであるというべきである。
これに対し，刑罰の性質を有しない行政手続において行政処分の手続的な適正公平が必要とされる根拠は，当該処分の根拠とされた実定法の趣旨，すなわち，当該処分について行政庁の処分要件を定める授権規定に内在する黙示の要請によるものであって，憲法上の要請ではなく，このような行政手続にあっては，当該処分の目的，性格並びにそれによって制約を受ける国民の権利の内容及び制約の程度，態様に照らして合理的かつ適正と認められる手続によれば足りる。２　加工事業許可処分は，その許可の要件を定める規制法１４条１項の規定の文言に照らし，さらに許可権者である内閣総理大臣の検討すべき内容に照らし，広範かつ高度な，原子力行政に関する政策的裁量と，加工施設の安全性に関する専門技術的裁量とを伴う裁量処分であるというべきであり，特に，１４条１項３号の要件に関しては，同号が抽象的な要件を設定するにとどめているのは，加工事業許可の際，加工施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性について問題とされる事柄が複雑，高度の専門技術的事項にかかわるものであり，しかもそれについての技術及び知見が不断に進歩，発展，変化しつつあることを考えるならば，上記の許可要件について法律をもってあらかじめ具体的な定めをしておくことは実際上極めて困難であるのみならず，かえって判断の硬直化を招き適切な審査を行い難くするおそれがあり，相当でないとする趣旨によるものである。上記の趣旨において，立法機関が規制法１４条の要件を定めたことはもとより合理性のあることであり，仮に憲法３１条の要請が行政手続にも及ぶとしても，規制法１４条１項が憲法３１条に違反しないことは明らかである。３　また，仮に憲法３１条の要請が行政手続に及ぶとしても，告知聴聞，資料の事前公開に関する規定のないことをもって，憲法３１条に違反するということはできない。すなわち，加工事業許可については，行政庁自らがその要件を審査するとともに，原子力委員会，原子力安全委員会（これらの委員会は，許可権者である内閣総理大臣その他の行政機関から指揮命令を受けることなく，各委員会自体において審議し，決定する機関であり，その各委員は，設置法５条１項及び２２条により，両議院の同意を得て内閣総理大臣により任命される。）の審査を経ることとされ，許可権者である内閣総理大臣は，上記両委員会の意見を聴き，これを十分に尊重しなければならない（規制法１４条２項）とする等，法令による厳格な手続を踏まえた上でされるのであり，憲法３１条にいう適正手続の内容を十分に具体化したものとなっている。
第３章　審理判断の枠組みに関する法律論（予備的請求の争点）
第１　取消訴訟における処分の違法事由の主張制限
（被告の主張）
主観訴訟たる取消訴訟の本質は，取消判決によって違法な行政作用を排除し公益に資することを目的とするものではなく，行政庁の処分によって原告の被っている具体的権利，法的利益の侵害の救済を目的とするものである。このことから，取消訴訟の本案前の訴訟要件としての原告適格について，当該処分等の取消しを求めるにつき「法律上の利益を有する者」（行訴法９条）に限定するとともに，これと別個に本案審理についても，行訴法１０条１項の規定が設けられたのである。したがって，上記１０条１項にいう「自己の法律上の利益に関係のない違法」とは，行政庁の処分に存する違法のうち，原告の個人的権利，利益の保護を目的として行政権の行使に制約を課するため設けられたのではない法規に違背したにすぎない違法をいう。
これを本件についてみると，原告ら主張の事由のうち以下の点については，行訴法１０条１項の適用により本件予備的請求の審理対象とはならない。
１　加工能力が著しく過大にならないこと
加工事業許可の要件を定めた規制法１４条１項各号のうち，その１号において「その許可をすることによつて加工の能力が著しく過大にならないこと」として，内閣総理大臣の許可権限の行使に制約を課した趣旨は，専ら核燃料物質の加工の能力が著しく過大となることにより不当な競争を引き起こし，核燃料物質の需給状況を混乱させて，原子炉燃料の計画的な供給を阻害することを防止し，原子力開発利用の計画的遂行を図ることにあるのであって，加工施設の周辺住民等の個人的利益の保護を目的とするものでないことは明らかである。
したがって，本件許可処分の要件のうち，規制法１４条１項１号に係る違法事由については，原告らの法律上の利益に関係ない違法事由であるから，本件予備的請求の審理の対象とはならない。
２　経理的基礎
規制法１４条１項２号のうち，経理的基礎の要件が定められている趣旨は，加工事業には多額の資金を要することにかんがみ，主として加工事業による災害の防止を加工事業者の資金的な面から担保し，もって公共の安全を図ろうとするものにほかならず，専ら公益の実現を目的とするものであって，これも加工施設の周辺住民等の個人的利益の保護を目的とするものではないことは明らかである。したがって，本件許可処分の要件のうち，規制法１４条１項２号の経理的基礎に係る違法事由については，原告らの法律上の利益に関係がないから，本件予備的請求の審理対象とはならない。
３　労働者被曝
本件施設の従業員の安全性に関する事項は，規制法１４条１項３号にかかわる事項ではあるものの，原告らは本件施設で労働に従事する者ではないから，原告ら自らの法律上の利益には関連を有しない事柄というほかなく，行訴法１０条１項によりこれを本件予備的請求の審理の対象とすることはできない。
（原告らの主張）
行訴法は，被告が主張するような厳格な主張制限を取消訴訟に加えるものではない。
すなわち，行訴法１０条１項の規定は，行政訴訟も国民の権利保護に仕える主観訴訟であるとの理念を表すために，その効果を深く考えることなく，いわば不用意に立法された規定であって，立法者も，取消訴訟での審理対象を純然たる私益保護条項の違反だけに厳格に限定しようとする意図は有していなかったというべきである。なぜなら，取消訴訟は主観訴訟ではあるけれども，同時に公権力の統制にも資する客観訴訟性を併せ持っている以上，取消訴訟での審理対象は，純然たる私益保護要件の定めだけでなく，処分に関連するすべての規定，さらには法の一般原則などの不文法も含めて広く包括的にあらゆる違法事由に及ぶというべきだからである。したがって，行訴法１０条１項の規定は，法治主義の原則の例外として，いかなる意味でも原告の利益と関係のない，特異な違法事由の主張を排除しようとする趣旨であると解するのが相当である。


また，第三者の利益の主張についても，その制限に関する問題は，既に事件・争訟が適正に成立している場合に，裁判所がどこまでを考慮に入れて判断できるかという問題であるが，少なくとも第三者が自らその権利を主張し得ず又は主張することが極めて困難であるという事情がある場合には，訴訟当事者にその第三者の権利を主張することを認めても，司法権との関係では問題はないというべきである。上記のことを具体的にみると，次のとおりである。
１　経理的基礎
規制法１４条１項２号のうち経理的基礎に関する部分の要件は，経理的基礎のない者に事業許可を与えれば不完全な加工施設を建設するおそれがあることから，災害防止を資金面から担保して，もって周辺住民個々人の利益を保護するものとして加工事業許可処分の要件とされたものであると解するべきである。
２　労働者被曝
原子力施設において，労働者は事業者から強い圧力を受けており，自らの権利を主張することは事実上困難である。その上，放射能による障害は，それが生じた後にその原因が原子力施設から放出された人工放射線に起因するものであることを立証することがほとんど不可能であり，その意味でも，本件施設の従業員が本件施設について危険性を主張し権利主張することは極めて困難であり，したがって，原告適格が認められた原告に対して行訴法１０条１項を適用して本件施設の従業員の安全性について主張制限をするべきではない。
また，労働者の被曝による健康障害やそのおそれにより，これらの者の就業場所や業務の転換，作業方法の変更等が必要となるが，このようなおそれ等が高ければ高いほど労働者の健康保持のために就業場所や業務の転換等の措置は頻繁とならざるを得ない。そして，就業場所や業務の転換，作業方法の転換等の頻度が高まれば，就業者の特定作業に対する熟練を妨げ，作業におけるチームワークの形成を阻害する等，施設の操業運転上の安全管理が十分に保たれなくなるおそれがあり，このことは，重大事故につながるヒューマンエラーを引き起こし，ひいては周辺住民の安全が脅かされることになりかねない。このように，労働者被曝の問題は，単に労働者自身の権利の問題であるのみならず，原告らの権利侵害のおそれとも関連している。
（被告の反論）
原告らの主張は，抗告訴訟を主観訴訟と位置づけている我が国の行政事件訴訟においては，到底是認できず，単なる立法論にすぎないものである。行訴法１０条１項の主張制限は厳格に解すべきでないとの原告らの主張についても，上記規定が主観訴訟たる抗告訴訟の本質によるものである以上，原告らの主張するような第三者の権利についてまで漫然と審理の対象とすることができないことは当然のことである。
第２　基本設計以外の事由の主張制限
（被告の主張）
１　規制法における安全規制の体系
加工事業に関する規制法における安全規制の体系の特色は，加工施設の設計から事業開始に至る過程を段階的に区分し，それぞれの段階に対応して加工事業許可，加工施設の設計及び工事の方法の認可，施設検査，保安規定の認可等の規制手続を介在せしめ，これら一連の規制手続を通じて加工事業に係る安全確保を図るという方法に基づく段階的安全規制の体系が採られていることである。すなわち，加工事業を行おうとする者は，まず，内閣総理大臣の加工事業許可（規制法１３条１項）を受けなければならず，この加工事業許可に際しての安全審査（規制法１４条１項３号要件適合性についての審査）の機能は，加工施設の詳細設計及び工事の前提となる基本的事項すなわち基本設計ないし基本的設計方針を確定し，これらに対し一定の枠づけを与えることにある。
次に，加工事業許可を受けた者は，加工施設の工事に着手する前に，上記の枠づけを前提として細部の設計を行い，その設計及び工事の方法について内閣総理大臣の認可を受けねばならない（規制法１６条の２第１項）。加工施設の工事はこの認可に係る詳細設計に従って行われ，工事の各段階において，完成した部分の使用開始前に，内閣総理大臣の施設検査が実施され，これに合格しなければならない（規制法１６条の３第１項）。なお，総理府令（加工事業規則３条の８）に定める加工施設であって溶接をするものについては，その溶接の方法について内閣総理大臣の認可を受け，かつ，その溶接について内閣総理大臣の検査を受け，これにも合格しなければならない（規制法１６条の４第１項）。
さらに，事業の開始前に加工事業者及びその従業者が核燃料物質による災害を防止するために守らなければならない事項を保安規定として定め，これにつき内閣総理大臣の認可を受けなければならない（規制法２２条１項）。以上要するに，規制法等による加工施設の安全確保に関する行政規制の体系は，加工事業許可に際しての安全審査を土台として段階的に行われるのであり，それぞれの段階において，かつ，その全過程を通じて，所要の安全確保が図られているのである。
２　本件予備的請求の審理の対象となる事項
上記のとおり，加工事業に関する規制法における安全規制の体系は，加工施設の設計から事業開始に至る過程を段階的に区分し，それぞれの段階に対応して，一連の許認可等の規制手続を介在せしめ，これらを通じて加工事業に係る安全確保を図るという方法に基づく段階的安全規制の体系が採られている。加工事業許可手続を加工事業に関する段階的安全規制の体系の中に位置づけて，加工事業許可に際しての安全審査の対象となる事項について考察すれば，それが加工施設自体の安全性に直接関係する事項に限られ，かつ，加工施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性に関する事項に限られるものであることは明らかである。したがって，加工施設自体の安全性に関係する事項であっても，例えば，その詳細設計や具体的運転管理に関する事項のごときは事業許可の際の上記安全審査の対象に含まれない。そして，本件取消訴訟の本案審理の対象は，本件許可処分の違法性の存否，すなわち本件許可申請が規制法１４条１項各号所定の許可要件に適合するとした内閣総理大臣の判断における違法性の存否であるから，本件取消訴訟の本案審理の対象となる事項は，本件許可申請に対して内閣総理大臣がした規制法１４条１項各号所定の許可要件適合性審査の対象事項に限定され，加工施設自体の安全性に関係する事項であっても，その詳細設計や具体的運転管理に関する事項のごときは本件取消訴訟の審理の対象にはならない。
（原告らの主張）


以下のとおり，被告の主張は，規制法に何ら根拠がなく，また規制法が原子力安全委員会に安全審査を行わせている趣旨に反するものであり，被告の主張する基本設計も被告自らその定義も範囲も明らかにできない恣意的な概念であり，規制法が規定する基本的処分の申請書の記載事項を横断的に考察すればたちまち破綻する場当り的な議論であって規制法の条文の解釈として到底採り得ない。また被告の主張する詳細設計以降の手続はこれまでの原子力関係施設における事故の原因の大半を含んでおり，そのような重要な手続に原子力安全委員会が何ら関与しないのは妥当でなく，さらに住民の権利を侵害する結果になるなど実質的にも全く不当である。よっていずれの点からも被告の主張する基本設計論が成り立つ余地はない。１　原子力基本法は，「原子力の研究，開発及び利用に関する国の施策を計画的に遂行し，原子力行政の民主的な運営を図るため，総理府に原子力委員会及び原子力安全委員会を置く。」とし（同法４条），「原子力安全委員会は，原子力の研究，開発及び利用に関する事項のうち，安全の確保に関する事項について企画し，審議し，及び決定する。」としており（同法５条第２項），これを受けて規制法は加工事業許可に際し，加工施設の位置，構造及び設備が核燃料物質による災害の防止上支障がないものであること及びその事業を適確に遂行するに足りる技術的能力があることの基準につき内閣総理大臣は原子力安全委員会の意見を聴き，これを十分に尊重してしなければならないとしている（規制法１４条）。他方，設計及び工事の方法の認可以降の手続においては原子力安全委員会の意見は法律上も実際も求められない。
このような法体系からすれば，加工事業に伴う安全の確保については原子力安全委員会がすべて審議・決定する必要があり，原子力安全委員会の関与が事業許可に限られている以上，事業許可の際の安全審査において，加工施設の設計，建設，運転，廃棄物処理等の全分野にわたって，後続する手続と実際の工事運転により加工施設の安全が脅やかされることがないことを担保できる程度まで詳細に，安全に関する事項を審査しなければならないと解さざるを得ない。２　被告は，原発訴訟において昭和５２年以降原子力施設をめぐるすべての行政訴訟で基本設計論を主張しているが，いまだにいずれの訴訟においても基本設計の定義と範囲を明らかにすることができていない。被告は基本設計論を維持するのであれば直ちにその主張する基本設計の定義，範囲，詳細設計との区別の判断基準を明確にしなければならない。
３　被告の主張によれば，事業許可の際に基本設計についてのみ安全審査がなされ，詳細設計以降については行政庁（本件加工事業の場合科学技術庁）の審査のみがなされ，その全過程を通じて所要の安全確保が図られるという。しかし，設計及び工事の方法の認可（被告主張の詳細設計の審査）はその基準も漠然としたもので到底行政庁限りで適確な審査をなし得るものではなく，他方において原発訴訟における被告の主張によれば，スリーマイル島原発事故も含め現実に発生した事故の大半は詳細設計以降の瑕疵によって生じたものであり，このような事故防止，安全確保上の重要問題を行政庁のみで判断する手続に委ねることは到底できない。
すなわち，加工施設技術基準はわずか１６箇条しかなく，いずれの規定も「～し得る機能を有すること」といった類の定め方で具体的な数値等の具体的判断基準は全くない。このような規定によって行政官がその技術基準適合性を判断することは全く不可能であり，実態としては盲判にならざるを得ない。その上，これまで被告によって詳細設計以降の問題とされた事項は決して軽視し得ないものである。まずスリーマイル島原発事故の原因はすべて詳細設計以降の問題とされた。チェルノブイリ原発事故の原因も自己制御性と緊急停止系の問題以外は詳細設計以降の問題と主張されている。さらには，被告は東海第２原発で発生した４０件余の事故，故障について原因すら特定せず理由も述べずに「いずれも本件原子炉の基本設計ないし基本的設計方針に係るものではない」としている。つまり実際に発生した事故については大半が詳細設計以降の問題というのである。だとすれば事故を防止し安全を確保するためには詳細設計以降をこそ重視して安全審査をしなければならないはずである。そのような事故防止上重要な部分について原子力安全委員会が関与せず行政庁だけの判断でなし得る手続のみに委ねるなど到底許されない。
４　被告の主張に従えば，加工施設の周辺住民が加工施設による原子力災害を受ける危険を行政訴訟上実質的に争うためには，事業許可処分につき異議を申し立てた上取消訴訟を提起し，さらに設計及び工事の方法の認可処分につき異議を申し立てた上取消訴訟を提起し，さらに施設検査合格処分につき異議を申し立てた上取消訴訟を提起し，さらに溶接検査合格処分につき異議を申し立てた上取消訴訟を提起し，さらに保安規定許可処分につき異議を申し立てた上取消訴訟を提起しなければならないことになる。さらには設計及び工事の方法の認可は加工規則第３条の２第３項で分割して認可申請を行い得ることとされるからその分割してなされた認可ごとに各手続を行うことになる上，施設検査も各部分ごとに段階に分けてなされるのでその合格処分ごとに各手続を行うことになるなど，被告の主張にあわせれば，住民は一つの施設につき数百件に及ぶ訴訟を提起しなければならなくなる。しかもこれらの手続は事業許可以外はいつ行われたのかすら公表されず，住民は訴訟提起の機会すら奪われている。
被告の主張と，手続をひた隠しにする被告の態度は原子力施設の瑕疵により被害を受ける可能性のある周辺住民が自らの生命健康を守るため訴訟提起する権利を著しく侵害するものである。
５　憲法３２条にかんがみ，加工施設の操業によって周辺住民に被害を与えないか否かの判断は，昀初の行政処分である加工事業許可の際に一括して行われる必要があり，また加工事業許可を争う訴訟において一括して審理されなければならない。それは規制法上加工事業許可がなされれば後は簡単な手続で建設・操業に至り，また裁判の実情からみて操業前に判決を出し得るためにも事業許可段階で争う必要があること，そして，他方，周辺住民に発生する危険は基本設計のみから生じるとは限らずいくつかの手続の複合的なミスにより事故に至ることもあることからも明らかである。殊更に手続を区分し，一つの訴訟で争い得る範囲を限定することは憲法３２条の趣旨にも反することになる。
第３　本件予備的請求の司法審査の在り方
（被告の主張）
１　本件許可処分が行訴法３０条にいう行政庁の裁量処分であることは疑う余地がない。本件許可処分の許可の要件を定める規制法１４条１項の規定の文言に照らし，さらに，許可権者である内閣総理大臣の検討すべき内容に照らし，本件許可処分が，広範かつ高度な，原子力行政に関する政策的裁量と，加工施設の安全性に関する専門技術的裁量とを伴う裁量処分であることは明らかである。すなわち，規制法１４条１項各号所定の許可要件のうち，例えば１号の要件に関しては政策的裁量が，３号の要件に関しては専門技術的裁量が伴うものであるが，以下，このうち上記３号の専門技術的裁量の意義について司法審査との関係を含めて述べることとする。


規制法１４条１項３号要件に関する行政庁の専門技術的裁量については次の二つの段階において考えることができる。第１に，具体的審査基準の策定についての専門技術的裁量である。規制法１４条１項３号が抽象的な許可要件を設定するにとどめているのは，加工事業許可の際，加工施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性について問題とされる事柄が複雑，高度の専門技術的事項にかかわるものであり，しかもそれについての技術及び知見が不断に進歩，発展，変化しつつあることを考えるならば，上記の許可要件について法律をもってあらかじめ具体的な定めをしておくことは実際上極めて困難であるのみならず，かえって判断の硬直化を招き適切な審査を行い難くするおそれがあり相当でないとする趣旨によるものと解される。したがって，上記のような趣旨からすれば，３号要件の審査基準の具体的内容の策定については，合理的な範囲内において，行政庁の専門技術的裁量に委ねられているということができるのである。第２は，３号要件適合性に係る判断に至る審査過程についての裁量，すなわち，どのような知見等に基づき，どのような検討を経て，上記要件適合性についての結論に到達するかについての専門技術的裁量である。上記審査に係る加工施設は，高度な科学技術を用いた複雑な技術体系を有するものであるから，それに関する安全性の判断は，特定の分野のみならず，関連する広範な分野の専門技術的知見等を動員し，かつ将来の予測に係る事項を含めた総合的判断として成り立つものである。上記のような判断過程の構造からすれば，３号要件適合性に係る結論に到達する審査過程において，不可避的に行政庁の諸々の専門技術的裁量的判断を伴うものであることは明らかである。以上のとおり，３号要件適合性の審査については，具体的審査基準の策定及び審査過程の両面において専門技術的裁量が伴う。
２　本件許可処分の適法性についての司法審査の方法は，加工事業許可処分が上記に述べたとおり高度な政策的，専門技術的裁量処分であり，かつ，取消訴訟における審理が，行政庁の権限行使の適法性に関する司法再審査をその本質とするものであることにかんがみれば，裁判所が当該許可申請の規制法１４条１項２号及び３号に係る許可要件適合性について改めて独自の審査を行い，その結果に基づく裁判所自らの判断を行政庁たる内閣総理大臣の裁量判断と対比して直接その適否を決しようとする方法（いわゆる司法判断代置方式）は妥当でなく，各要件適合性に関する被告の裁量判断を前提とした上，それが行政庁としての立場における裁量判断として著しく不合理なものでないかどうかを審理，判断しようとするものでなければならない。
実際問題としても，裁判所が，広範な分野にわたる専門技術的知見等に基づかなければ的確な判断のできない加工施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性に関して，それぞれの分野の専門家を擁する行政庁（ないし原子力安全委員会）の裁量判断を前提とせず，いわば白紙の状態から独自の判断をするということは事実上困難であると考えられる。
この点に関し，規制法１４条２項が，内閣総理大臣は加工事業許可要件の適用について原子力委員会及び原子力安全委員会の意見を十分に尊重しなければならない旨規定している趣旨は，上記の内閣総理大臣の判断の適法性についての司法審査の場においても，十分参酌されるべきである。
以上述べたところによれば，本件許可処分の適法性，特に３号要件適合性についての裁判所の審理は，内閣総理大臣の専門技術的裁量判断を前提として，内閣総理大臣の判断過程に応じ，それを総合的，全体的に考察して，その裁量判断に著しい不合理がないか否かを再審査するという方法によりなされるべきであり，その結果内閣総理大臣の裁量的判断に著しい不合理があるとの判断に達した場合に初めて本件許可処分は行訴法３０条にいう行政庁の裁量権の逸脱，濫用がある違法な処分としてこれを取り消すことが許容されるというべきである。そして，行政庁の裁量処分にあっては，裁量を誤っても不当となるにとどまり違法とならないのが原則であり，裁量権の逸脱又は濫用の場合のみ例外として違法となるのであるから，違法事由（裁量権の逸脱又は濫用）の存在は，その取消しを求める者において，主張，立証することを要するのは明らかなところである（昀高裁判所昭和４２年４月７日第２小法廷判決・民集２１巻３号５７２頁参照）。第４章　本件許可処分の手続的適法性（予備的請求の争点）
第１　本件許可申請書及び添付書類の不備
（原告らの主張）
１　本件許可申請書及び添付書類の記載内容
本件許可申請書及び添付書類は，申請者が設置しようとする本件施設について，その基本的な構造・仕様をほとんど記載しておらず，申請書としての体裁をなしていない。
（１）　原子力施設の構造・設備を明らかにするには，建屋，機器の機能のほか，その材質，形状寸法，肉厚を明記し，特に放射性物質を取り扱う機器については，設計温度，使用温度，設計圧力，使用圧力，流体を取り扱う場合のその濃度及び流量を明らかにすることが不可欠であるが，本件許可申請書及び添付書類は，これらの数値をほとんど明らかにしていない。例えば，材質を記載してあるのは，建屋以外ではコールドトラップ（ステンレス鋼）及び高性能エアフィルタ（ＨＥＰＡフィルタ）のみであり，施設の中枢であるカスケード部や事故想定上重要な均質槽については，その材質が明らかにされていない。肉厚に至っては，発回均質棟の建屋の壁が厚さ約９０センチメートルとされているだけで，設備・機器についてはどれ一つとして明らかにされていない。そして，放射性物質で，金属と反応しやすく，しかも水と反応すると腐食性，毒性の強いフッ化水素を生成する六フッ化ウランを取り扱う機器についても，材質，肉厚が明らかにされていない上，温度，圧力等もほとんど示されていない。
また，使用温度が示されている場合でも極めて漠然としたもので，安全審査上無意味に近い。例えば製品コールドトラップは，濃縮された六フッ化ウランガスを冷凍機で冷却・固化し，その後電気ヒーター等で加熱して再度気化させる作業を繰り返す機器であり，その健全性維持のためには，材質及び肉厚に加え，冷却時の温度，加熱時の温度，冷却・加熱時の温度勾配，使用期間中の冷却・加熱回数が安全審査上不可欠のデータとなる。しかし，本件許可申請書及び添付書類に記載されているのは，その材質（ステンレス鋼）と耐用温度（摂氏マイナス１９０度）のみである。


（２）　本件許可申請書には，施設の使用期間が記載されておらず，機器の防食についても，ケミカルトラップに関し「容器の形状を維持するために耐食性及び強度を考慮したものを使用する」としている以外，何らの記載もない。（３）　ウラン濃縮の中枢的設備であるカスケード部（遠心分離機及び配管等）に至っては，六フッ化ウランの供給流量につき一定流量と，使用温度及び圧力につき常温及び大気圧以下としているのみで，全く何も記載されていないといってよい。まず，加工事業規則２条１項１号ニ（ロ）は，許可申請書に「主要な設備及び機器の種類及び個数」を記載することを求めているが，本件許可申請書及び添付書類は，ウラン濃縮施設の中枢的機器である遠心分離機の種類及び個数を明記しておらず，同規則に明らかに違反している。
次に，遠心分離機は，近時では向流型が主流であり（本件許可申請書には向流型か否かすら書かれていないが），その中でも，向流を起こすためにバッフル板を用いるもの（ジッペ型），加熱・冷却によるもの（グロス型），外部ポンプによるものなどがあり，その型により濃縮性能，保安の難易に差があるところ，本件許可申請書では，この遠心分離機の型すら明らかにされていない。また，形状寸法等が明らかにされていないのは前述のとおりであり，本件許可申請書では，遠心分離法によるということ以外どのようにしてウラン濃縮を行うのか全く不明である。さらに，遠心分離機１台当たりの性能，濃縮能力も示されていない。さらに，遠心分離機の設計においては，昀大周速（回転胴の材質に規定され，これにより半径，回転速度の限界が定まる。）及び共鳴振動による破損の回避（回転胴の材質，半径及び長さにより共鳴振動を起こす回転速度が規定される。）は昀も初歩的な考慮事項であるが，これらに関する記載は全くなく，検討の跡すらない。（４）　本件許可申請書の数値等の不記載が，ウラン濃縮技術についての核拡散防止上の特別の考慮によるものでないことは明らかである。というのは，本件許可申請書上，申請者が核拡散防止に関わると主張する部分は，許可申請書に記載された上で，公開の際に白紙で隠してコピーされているにすぎないし，旭化成工業株式会社が日向市に設置したウラン濃縮研究所（化学交換法を採用）についての許可申請書及び添付書類では，本件許可申請書では隠された数値の大半が明記されており，化学交換法において遠心分離法の遠心分離機に相当する濃縮塔についても，材質，形状寸法，肉厚等を明記し，構造図，配置図も添付されているからである。（５）　本件許可申請書の記載中，「放射線管理の諸対策」の部分は，結局のところ，管理方法の種別をあげて，「区分する」「明示する」「測定する」「採取する」「放射線管理を行う」「確認する」「漏洩することを防ぐ設計としている」「排気用モニタにより連続的に監視する」「確認後，排水口から放出する」「測定し，記録する」「十分小さい値である」などと結論だけを述べるものにすぎず，そこでは，具体的にどのような機種と技術により管理を行い，どのような目標値が設定され，その安全管理が現実に適切に行われ得るかといった具体的な安全審査の資料は何一つ明示されていない。それにもかかわらず内閣総理大臣は漫然と「基準に適合する」との判断を行って，本件許可処分をしている。しかし，これでは，加工施設指針に記載された諸対策について，申請書で「対策を講じる」と記載すれば，どのような申請も認められてしまうことになり，その対策が十分なものか，その対策を行う能力があるのか，といった安全審査の基本的事項は何ら審査されないままとなってしまう。
（６）　放射線遮へい対策について，本件許可申請書は，単に「濃縮ウラン，天然ウラン及び劣化ウランからの放射線量率は低く，放射線遮へいは特に必要としない。」と述べているのみである。しかし，加工施設指針５は「核燃料施設においては，従事者等の作業条件を考慮して，十分な放射線遮蔽がなされていること。」と遮へい対策を義務づけているのであるから，昀低限，放射線量率等放射線遮へいをしないという判断の適正を検討するための資料を明らかにする必要がある。（７）　以上述べたところから明らかなように，本件許可申請書及び添付書類には，施設の構造及び設備がほとんど記載されておらず，この程度の記載では，いかなる専門家であっても，本件施設が核燃料物質による災害の防止上支障がないか否かはもちろん，そもそも申請者にウラン濃縮を行える技術的能力があるか否かすら判断できない。したがって，このような許可申請書に基づく許可処分は，本来不可能であり，違法である。
２　被告の主張に対する反論
（１）　加工事業規則２条１項１号ニ（ロ）により必要な「主要な設備及び機器の種類及び個数」の記載について，被告は，「機器の種類」としては「遠心分離機」，「個数」としては遠心分離機自体ではなく遠心分離機群で構成される「カスケード設備」の個数で足りるとしている。しかし，「種類及び個数」といえば，同一対象についての「種類及び個数」を指していると解するのが自然であるし，上記規則が申請書に「主要な設備及び機器の種類及び個数」の記載を求めているのは，いうまでもなく安全審査のためであって，遠心分離機の具体的機種（どのような機種が設置されるのか）やカスケード内に近接して設置される遠心分離機の個数や設置状況を知らなければ到底安全審査はできない。
（２）　被告は，本件施設が放射線遮へい対策を必要としないことについて，「ウランを収納する設備・機器からの放射線の線量率は，設備・機器による遮へい効果等によって低下し，上記放射線による影響が，放射線業務従事者の放射線被曝を管理する上で問題となるものではない。」と判断したと述べるが，そのような事情は何ら本件許可申請書に記載されていない。加えて，線量率がどの程度に低下するのかが不明なままでは，到底適切な安全審査がなされたとはいえない。
（被告の主張）
加工事業許可に係る安全審査においては，加工施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性に関する事項を対象とするものであり，詳細設計や運転管理に関する事項について審査を行うものではなく，原告らが指摘する項目は，仮に審査が必要であるとしても詳細設計以降の審査において取り扱うべき事項である。そして，安全審査の対象となる事項を審査する上では，本件許可申請書及びその添付書類の記載内容は必要にして十分である。
なお，原告らは，加工事業規則２条１項１号ニ（ロ）は加工の事業の許可申請書に「主要な設備及び機器の種類及び個数」を記載することを求めているのに，本件許可申請書及びその添付書類においては遠心分離機の種類及び個数を明記していないから上記規定に違反する旨主張する。しかしながら，遠心分離法による濃縮設備としての機能は，個々の遠心分離機によって果たされるのではなく，配管で接続された多段多数の遠心分離機群で構成されるカスケード設備により発揮されるものであるところ，本件許可申請書においては，「機器の種類」として遠心分離機とし，「個数」としてカスケード設備が４組と各記載されているから，上記加工事業規則の規定に違反するものではなく，原告らの主張は失当である。


第２　審査主体の問題点
（原告らの主張）
１　原子力委員会は，原子力の利用を推進する機関であり，実質審議を担うその専門部会等は，電事連・電力会社・日本原子力産業会議を始め，原子力産業の関係者が多数構成員となっている。とりわけ本件施設に関わりの深いウラン濃縮懇談会には，申請者である原燃産業のＪ社長が名を連ねており，いわば自分で事業許可申請を出しそれを審査するということが行われている。
２　安全性をチェックすべき原子力安全委員会には，この事業を推進する立場の専門家が加わっており，今回の申請の実質審議を担当した核燃料安全専門審査会にも，原子力の開発・利用の促進を目的とする日本原子力研究所及び動燃事業団の関係者を始めとする推進派の名前が多数見受けられ，特に，核燃料安全専門審査会会長のＫは，原子力委員会やウラン濃縮懇談会にも属しており，このような馴れ合い委員に厳正な審査を求めることは極めて困難である。
３　ＪＣＯ東海事業所の施設の加工事業許可の安全審査は，Ａが部会長を務める核燃料安全専門審査会第８部会が担当し，誤った審査を行ったものである。この事実からすれば，核燃料安全専門審査会及び上記Ａには核燃料サイクル施設の安全審査能力が欠落していると解するのが相当である。
本件施設は，同じ核燃料安全専門審査会のＡ氏が部会長を務める核燃料安全専門審査会第２３部会が安全審査を担当したものであり，安全審査能力に欠ける者が審査を行った点において，看過し難い過誤，欠落があるというべきである。４　原子力安全委員会は，原子力行政における推進部門と安全審査部門とを組織的に分離することで原子力施設の安全性のダブル・チェックを果たさせようとして昭和５３年の原子力基本法の改正によって設けられた機関であるが，その実態は，到底他の機関がした判断を独立して審査できるようなものではない。すなわち，同委員会は，独自の調査・研究スタッフを持っていないため，独自の調査・解析によるデータを踏まえて審査をすることは能力的に不可能であり，通産省や科学技術庁等の諮問を受けた際に電力会社や行政庁等が作成した書類・資料に基づいて審査を行わざるを得ない。また，同委員会は，これまで，一度も許可申請につき要件不適合との答申をしたこともなければ，原子力安全について根本的問題提起をしたこともない。
（被告の主張）
原子力委員会の委員は両議院の同意を得て内閣総理大臣が任命し（設置法５条１項），その専門委員も学識経験がある者及び関係行政機関の職員のうちから内閣総理大臣が任命することとされているのであり（設置法施行令３条２項），上記委員及び専門委員の適格性は，十分に担保されている。
原告らが指摘するウラン濃縮懇談会は，「我が国のウラン濃縮事業の具体化が進展している状況に鑑み，２１世紀初めを見通した今後のウラン濃縮の展開，技術開発の方向付け等につき調査審議するため」（「ウラン濃縮懇談会の設置について」，昭和６０年１２月１７日原子力委員会決定）に設置されたものにすぎず，加工の事業の許可に関し，規制法１４条２項に基づいて原子力委員会が内閣総理大臣から諮問を受けた際の審議，決定その他本件許可処分に係る審査に何ら関与する機関ではない。
原子力安全委員会の委員は，両議院の同意を得て内閣総理大臣が任命し（設置法２２条・５条１項），また核燃料安全専門審査会の審査委員は学識経験のある者及び関係行政機関の職員のうちから内閣総理大臣が任命する（設置法２０条・１７条１項）こととされており，上記委員及び審査委員の適格性は十分に担保され，およそ推進派，反対派という観点から選ばれるものではない。
第３　審査の実態に関する問題点
（原告らの主張）
１　許可を前提とした審査
（１）　本件施設を含む核燃料施設の事業計画が，国策的事業との認識の下に推進されていることは，ア昭和５９年７月，総合エネルギー調査会原子力部会が「自主的核燃料サイクルの確立に向けて」と題する報告で，商業濃縮プラントを国策として位置づけ，同年４月２０日電事連が青森県知事に核燃料サイクルの包括要請をしたことを評価していること，イ青森県知事も，国策の確認ができたことを立地受入れの理由とし，地元と事業者間の基本協定においてもそのことが確認されていること，ウ昭和６０年４月に核燃立地のため「むつ小川原開発第二次基本計画」が一部修正されて閣議口頭了解がされたこと，エ昭和６１年７月の前記原子力部会による「原子力ビジョン・２１世紀の原子力を考える」や原子力委員会の昭和６２年６月改定の「原子力開発利用長期計画」に六ケ所村立地を前提とした核燃料サイクルの推進確立が謳われていること，オ昭和６３年４月１７日，伊藤科学技術庁長官が盛岡市で「反対運動に対しては，不退転の決意で説得に当たり理解を深めていくつもりだ」と発言したこと，等の事実に照らし明白である。このような位置づけがなされている「核燃計画」を，原子力利用を推進する立場の原子力委員会が規制するはずがないし，国会の関与もなく内閣総理大臣によって任命される核燃料安全専門審査会の審査委員の意見によって事実上の決定がなされる原子力安全委員会に，安全確保を国策に優先させる勇気と決断が備わっているとは到底信じ難い。
（２）　本件安全審査の過程において，六ケ所村とそれ以外の候補地との立地条件の対比がされた形跡はない。
本件施設の立地は，核廃棄物処理の必要性に迫られた国や電気事業者の意図と，むつ小川原開発の挫折を回復しようとする財界とその失政を糊塗しようとするＨ県政の思惑が一致した結果にほかならず，六ケ所村が適地であるから立地されたものではないことからすれば，本件安全審査において，候補地の対比検討がなされなかったことは理の当然といえる。
しかして，核燃立地決定をするに際し，計画そのもの及び立地点等について各種の代替案を検討し，予測と評価を行うこと（アセスメント）は必要不可欠であるところ，審査段階でこの点の議論が全くされていないことは，六ケ所村立地を前提とした審査しかなされなかったことの証左である。
（３）　青森県は，昭和６３年７月１１日本件施設と低レベル放射性廃棄物貯蔵施設に係る５０億円に上る電源三法交付金の整備計画申請を国に行い，同年８月３１日正式に承認された。上記申請時点では，本件許可申請は原子力安全委員会の安全審査中であったし，低レベル放射性廃棄物貯蔵施設は科学技術庁で審査中であった。


さらに問題なのは，これら２施設については，元々交付金の対象施設となっていなかったものであるが，昭和６２年１１月２７日の閣議により，急遽交付対象施設とする政令改正がされた。その上，原発では地元自治体及びその隣接市町村にしか交付されないものが，再処理工場を含む核燃サイクル施設を意識してか，その隣々接市町村までも交付対象とする念の入れようである。つまり，審査の昀中に許可を前提とした交付金をバラまいているのである。建設が不確定なものに前倒金を交付するはずがなく，そこには青森県で広がりつつある核燃料サイクル施設反対派の声を封じ込めようとする意図が表れている。
（４）　昭和６３年５月３０日，国（科学技術庁・資源エネルギー庁），青森県，電気事業連合会，日本原燃サービス株式会社及び原燃産業が一体となって「原子燃料サイクル月例広報連絡会」なる広報組織を発足させ，新聞・ラジオ・テレビといったマスコミを通じたＰＲ活動を行い，また，立地反対の声が広がる酪農業・漁業関係者を対象とした座談会を開催しようとしたが，いくつもの農協が安全性を一方的にＰＲするこのやり方に反発して参加を拒否した。このような反対運動の盛り上がりを抑えるために，国は再度金のバラまきを画策し，通産省の昭和６４年度予算概算要求に，核燃サイクル立地に絡み新たに原子力発電施設等周辺地域交付金と電源地域産業育成支援補助金を盛り込み，核燃料サイクル関係広報対策等委託費も前年度の約４倍に当たる４億円に増額している。
（５）　以上のように，本件許可申請についてされた審査は，極めて恣意的で，許可を前提としたセレモニーにすぎないことは明白である。
２　審査の杜撰さ
本件安全審査において，原子力安全委員会，原子力委員会その他の関係機関の構成員は，定められた会議にほとんど出席せず，ごく限られた特定の委員らに審査を任せていて，会議は著しく形骸化しており，その審査内容も，事後検証に不可欠な議事録等の記録が存在しないか若しくは不整備で杜撰極まりない。なお，この点に関して原告らがその議事内容を調査検討しようとしても，その議事録の内容の公表はもちろん，議事録の存否さえ明らかにされていない。
（被告の主張）
１　許可を前提とした審査について
原告らは，国策としての推進，他地域との立地条件の対比がなされていないこと，許可を前提とした交付金の交付等について主張するが，これらの事項が本件許可処分における規制法１４条１項各号所定の要件適合性の審査と何らの関係も有しないことは明らかであって，本件取消訴訟の審理の対象とはならない。
２　審査の杜撰さについて
原告らの主張は，核燃料安全専門審査会第２３部会に関する限り失当である。すなわち，本件については，原子力安全委員会から核燃料安全専門審査会に調査審議の指示がされ，同審査会内部では第２３部会がこれを担当し，同部会で専門的かつ詳細に調査審議した結果が，核燃料安全専門審査会で再度調査審議された上で昀終的に原子力安全委員会の審議及び決定に反映されている。また，審査の議事録は，原子力委員会議事運営規則及び原子力安全委員会議事運営規則によりその作成が義務づけられ，これが遵守されており，その議事概要は原子力委員会月報，原子力安全委員会月報に掲載されている。
第４　指針による審査の違法性
（原告らの主張）
１　加工施設指針の法律上の根拠
本件許可処分は，核燃料施設基本指針と加工施設指針に基づく原子力安全委員会の安全審査をクリアして初めて認められるものである。しかし，これらの指針は，安全審査基準の昀も重要な部分を占めているにもかかわらず，いずれも同委員会の決定にすぎず法律上の根拠をもたないから，これらに基づいて安全審査を行うことは違法である。
２　加工施設指針の適用の違法
加工施設指針は，昭和５５年１２月２２日に原子力安全委員会で決定されたもので，「加工の事業の許可の申請に係る加工施設であって，濃縮度５％以下の未照射ウランを転換・加工する施設に適用される」としているが，もしその適用対象が濃縮施設を含むのであれば，「濃縮度５％以下の未照射ウランを転換・加工する」などという表現ではなく，端的に「濃縮度５％以内までウランを濃縮する」という表現が用いられたはずであるから，この適用対象を素直に読む限り，濃縮施設は加工施設指針の適用外と解さざるを得ない。
このことは，指針の内容をみることで更に明らかとなる。すなわち，加工施設指針１０の「単一ユニットの臨界安全」では，「濃縮度の制限」による臨界管理が明記されていない。本件施設のカスケード設備における唯一の臨界管理方法は濃縮度制限であり，濃縮施設における臨界管理において濃縮度制限が極めて重要であることはいうまでもないことである。ところが，この点が明記されていないことは，加工施設指針が取り扱うウランの濃縮度が一定値に固定されている転換施設及び加工施設のみを念頭に置いていることを示している。
また，加工事業規則が改正され濃縮に関する規定が付け加えられたのは昭和５９年６月のことであり，それ以前においては，規制法を改正して濃縮事業に関する規定を新設するという方策が政府内部で検討されていたことは，前述のとおりである。したがって，加工施設指針の制定当時には，濃縮を加工事業に含めるとの政府解釈も確立していなかった。
したがって，加工施設指針を濃縮施設である本件施設に適用することはできず，これを適用して行われた本件安全審査は手続的に違法である。
（被告の主張）
１　加工施設指針の法律上の根拠について
本件許可処分に際しての規制法１４条１項３号要件適合性の審査のような優れて専門技術的な事項については，一方において，科学技術の進歩や新しい研究の成果を必要に応じて速やかに取り入れるとともに，他方において，その審査，判断の客観性，確実性及び予測可能性を確保することが必要であり，そのためには，法令上の審査基準である加工事業規則等のほか，原子力安全委員会がある程度一般的な基準や審査の考え方等を指針として定め，このような指針を中心として，その他の技術的知見をも参考にして審査を行うことこそが合目的的であり，機能的である。加工施設指針の法的性格は，原子力安全委員会の内規ともいうべきものであり，原子力安全委員会が指針を定めるべきことを明示的に規定した条文は存しないが，上記のとおりの規制法１４条１項３号要件の審査の性格からすれば，審査に当たり加工施設指針を用いることは，法の趣旨に照らして合目的的であり，かつ，機能的である。したがって，指針定立を委任する旨の法律が存しないからといって加工施設指針が当然に違法となるものではなく，要は，上記指針に基づいてされた本件許可処分が法の規定に適合するか否かが問題となるのであるから，原告らの主張は，それ自体失当である。


なお，原子力安全委員会は実質的には行政委員会に近い性格を持つものであり，またその任務は原子力基本法５条２項により「原子力の研究，開発及び利用に関する事項のうち，安全の確保に関する事項について企画し，審議し，及び決定する」こととされており，加工施設指針は上記条項に基づいて策定されているものである。
２　加工施設指針の適用の違法について
加工施設指針が加工事業許可の申請に係る加工施設に対する安全審査上の指針として取りまとめられたものであること，及び加工施設指針の「濃縮度５％以下の未照射ウランを転換，加工する施設」に本件施設のような濃縮度５パーセント以下の範囲内で濃縮を行う施設も含まれることは明らかである。また，加工施設指針１０の「単一ユニットの臨界安全」の項には，「核的制限値を設定するに当たつては取扱われるウランの…濃縮度…を考慮」すると明記されているのであって，これは濃縮度制限にほかならない。
第５　その他の手続上の問題点
（原告らの主張）
１　告知聴聞の機会の欠落・安全審査資料公開の不実施規制法は，加工事業許可処分の手続要件として，関係住民に対する告知聴聞の機会付与や安全審査資料の公開を明定していないが，これは法制の不備であって，（ア）憲法３１条の適正手続の要請は行政処分においても妥当し，法律に規定のない場合でも憲法上の要請から行政法規を合理的に解釈する必要があること，（イ）原子力基本法２条は，原子力の開発利用は民主的な運営の下に行うものとし，また，研究開発利用の成果は公開するものとしており，上記規定は単なる訓示規定にとどまらず法規範性を有するものと考えられること，（ウ）憲法２１条の表現の自由の現代的形態である知る権利の確立に伴い，情報公開は大きな世論となっており，安全審査資料の公開も請求し得るものと考えられること，（エ）実質的にも，本件施設のように環境に重大な影響を及ぼし科学的な争点を多く含んだ施設の許否を判断する者は，公正で合理的な意思決定をする前提として，安全審査資料を事前に公開し，その安全性に疑問を持つ関係住民及び専門科学者に十分な告知聴聞の機会を与えることが，公平原則及び条理上強く要請されると考えられることなどの事情を総合して規制法１３条，１４条を合憲的かつ合理的に解釈するならば，本来はこれらの手続が履践されなければならない。にもかかわらず，本件ではこれが履践されていないから，本件許可処分は違法である。
２　審査の密室性・秘密主義と許可申請書等の非公開
（１）　本件のような国民の生命，健康，財産と環境に重大な影響を与え，高度の科学的知識を要求される原子力施設の建設許否を判断する場合には，公正で合理的な結論を担保するために，事業許可申請書，添付書類その他の安全審査資料を公開し，その安全性に疑問を持つ関係住民や専門科学者に十分な告知聴聞の機会を与え，その批判にさらすことが憲法２１条や公平原則・条理に基づき強く要請される。また，公権力に対して情報の開示を求める積極的情報収集権は，少なくとも抽象的請求権としては憲法２１条により保障されると解するべきである。したがって，法律の解釈においては，このような情報公開や積極的情報収集権の保護が要請されるというべきところであるが，本件では，その保障は履践されていない。（２）　本件施設に関しては，許可直前に青森県民の強い要請で，科学技術庁から申請書と環境保全調査報告書が一般公開されたにすぎない。申請から許可に至る関係機関の審議経過について，国民は，その結論部分をマスコミの報道で知り得るのみで，内容を知ることは不可能な状況に置かれた。そして，公開された安全審査資料は，本件施設の安全性，必要性を判断するのに不可欠な基本的データが企業秘密や核不拡散情報に属することを理由に隠されていたり，審査の前提条件が不明確であったり，結論の根拠や理由づけが不十分であるなど，国民の側から施設の安全性をチェックすることは全く不可能である。
（３）　本件許可申請書及び添付書類は，一部の図表に紙を貼ってコピーした状態で開示されたが，その一部非公開の理由は，「企業秘密または核不拡散に係る情報に属する」とのことであった。しかし，非公開部分は，工事に要する資金の額及びその調達計画，加工事業開始後５年間の資金計画及び事業収支見積，カスケード室，均質室の一部，ウラン貯蔵建屋，ウラン濃縮廃棄物建屋の各室内の配置図であるが，いずれも企業秘密又は核不拡散に係る情報に属するとはいい難い。すなわち，資金関係については，各地の原発などの設置の際には明らかにされており（株式非公開の日本原電の場合でも同じ）企業秘密とはいえないし，核不拡散に係る情報でもない。配置図については，旭化成ウラン濃縮研究所の許可申請書及び添付書類においては，カスケード部に該当する濃縮工程，均質室に該当する混合槽（回収工程）についても配置図が添付され公開されており，企業秘密や核不拡散に係る情報とは到底考えられない。
むしろ，資金関係は，本件施設の採算が合わないことが明白であり，しかも安い濃縮ウラン製造を掲げていても実は海外産のものより高価なものしか製造できないことを，国民の目から隠蔽することを目的として秘匿されたものと解されるし，配置図関係は，本件施設の安全設計が極めて不備であり，また事故想定が全く非現実的であることを隠蔽するために秘匿したものと解されるのである。とすれば，国側のこの非公開の姿勢自体，本件施設の経理的基礎及び安全性を公正に審査する意思のないことの表れである。このような立場に立って行われた本件許可処分は，それだけでも違法というべきである。
（被告の主張）
１　告知聴聞の機会の欠落・安全審査資料公開の不実施について規制法が加工の事業の許可処分の手続要件として，関係住民に対する告知聴聞の機会の付与や安全審査資料の公開を規定していないことは認めるが，その余は争う。


２　審査の密室性・秘密主義と許可申請書等の非公開について（１）　憲法２１条は，国家に対して情報の開示を義務づけた規定と解することはできないし，国民に対し情報の入手について国家の干渉を受けないという消極的自由を保障した規定と解することもできない。したがって，法律の規定をまたずに，憲法２１条から直ちに情報の開示に関し何らかの法的効果を生ずるということはない。そうすると，行政手続中にこのような公開制度が法律上設けられておらず，上記手続の中でその申請書等が公開されなかったとしても，これらのことは，何ら憲法２１条等に違反するものということはできないし，そのゆえに行政手続の適法性や妥当性が左右されるものでもないことは明らかである。（２）　申請書等の公開は行われている。すなわち，本件許可申請書及びその添付書類は，本件許可申請の直後（本件許可処分の１３か月前）に公開されているし，「ウラン濃縮施設及び低レベル放射性廃棄物貯蔵施設に係る環境保全調査報告書」は本件許可処分の三か月前に公開されているのである。なお，上記環境保全調査報告書は青森県により公開されたもので，本件許可処分とは関係がない。また，本件許可申請書，その添付書類及び申請の一部補正書並びに安全審査書は，青森県庁及び国会図書館等で公開されている。このほか，原子力委員会，原子力安全委員会の審議経過については，その議事概要がそれぞれ原子力委員会月報，原子力安全委員会月報に掲載されており，これらの月報は何人でも自由に入手できる。
（３）　原告らは，本件許可申請書及びその添付書類の公開に当たり，各地の原子力発電所設置の際には明らかにされていた資金関係についてあえて本件で非公開としたのは本件施設の非経済性を隠ぺいするためであると主張するが，工事に要する資金の額及びその調達計画等の資金関係情報は，事業者である原燃産業の企業機密に属するものであるから非公開とすることには理由がある。また，本件許可申請書及びその添付書類中，文書公開に当たり非公開の対象とされたのは，資金関係を除けばウラン濃縮建屋１階の機器名称の番号のみであり，原告らが主張する各建屋の配置図は公開されている。上記機器名称の番号を非公開としたのは，事業者である原燃産業から核不拡散上の機密事項に属するとの理由により非公開としたいとの要請があり，内閣総理大臣も核不拡散上非公開とする必要があると判断したためである。そもそも，原子力の開発，利用に係る一定の技術については，国際慣行により核不拡散上の観点から情報管理が行われており，ウラン濃縮に係る諸技術についても核不拡散上の観点から一定の情報管理が必要となることは当然であり，上記非公開措置に何らの違法もない。
もとより，核不拡散等を理由に本件許可申請書及びその添付書類が一部非公開とされている場合でも，内閣総理大臣は，当該非公開箇所について当然審査を行っている。
第５章　規制法１４条１項２号要件適合性（予備的請求の争点）
第１　２号要件のうち経理的基礎に係る部分の適合性
（原告らの主張）
１　原燃産業の経営状態
原燃産業は事業活動を行っておらず，損失はあっても収入（営業収入）はない。昭和６１年３月３１日の欠損金は，約１億１０００万円である（申請書添付書類９―１４）。そして，アメリカ，ウレンコ社，旧ソ連ないしロシア，フランスなどのウラン濃縮事業によって濃縮ウランの世界的供給過剰が恒常化する中で，原燃産業のウラン濃縮事業が採算ベースに乗ることは極めて困難であり，当面は国の補助金だけが頼りと言われている。
すなわち，本件許可処分当時の原燃産業の経理的基礎は論じる余地がないし，将来的にもその基礎の充実を期待することは全くできない。恒常的な赤字企業が，住民の生命，身体に甚大な被害をもたらす危険のある事業を営むことは，その損害賠償能力を論じるまでもなく許されるべきではない。
その後，原燃産業が日本原燃サービス株式会社と合併して発足した日本原燃においても，累積未処理損失金は増加を続け，平成７年３月３１日現在（第１６期末）における日本原燃の有価証券報告書上の累積未処理損失金は２８４億７９００万円に達した。また，その後平成８年３月３１日時点（第１７期末）では，上記額は２２７億４３００万円に減少してはいるものの，これは，当期中の高レベル放射性廃棄物のガラス固化体受入れによる収入１０３億１５００万円によるものであり，この収入を除外すると，第１７期においては，上半期だけで約９２億円もの営業損失が生じている。これは，当期において生産能力６００トンＳＷＵ／年の９５．７パーセントに当たるフル稼働に近い稼働率で運転をしたためであり，同期の下半期において，日本原燃は，このような赤字の増加を軽減するために，濃縮役務価格を国際相場の３．３ないし４．４倍の高水準に引き上げている。
２　ウラン濃縮役務供給契約の実際
我が国において，濃縮ウランは，少なくとも平成１２年過ぎまでは海外との長期契約によって確保されている。
すなわち，我が国のウラン濃縮役務に関して，原子力委員会は，原子力白書（平成２年版）において「米国から現在約３０００ｔＳＷＵ／年の供給を受けており，２０００年（平成１２年）頃には約４０００ｔＳＷＵ／年，また国際合弁企業ユーロディフ社及びコジェマ社から，２０００年まで合計約１６００ｔＳＷＵ／年の供給契約を有していること，世界の濃縮役務の需給バランスは緩和傾向にあり，米国エネルギー省（ＤＯＥ）と欧州の濃縮事業者は激しい価格競争を展開すると共に，一層の低廉化を目指してレーザー法等の技術開発を進めている」と述べている。この白書では，ウラン濃縮役務の供給量を昀小値で表現しているが，実際はＤＯＥから年間約３０００ないし６０００トンＳＷＵの輸入が可能とされている（平成元年５月３０日付日経産業新聞）。各国との既契約内容の詳細が明らかにされていないため，不明な点があるが，これだけの既契約分があること自体，本件施設の必要性に重大な疑問を生じさせるのに十分である。すなわち，総出力３０００万キロワット程度の原発を稼動するには，年間約３０００ないし４０００トンＳＷＵで十分であり，ＤＯＥの供給量にフランスその他の分を加算すれば，平成１２年過ぎまで何ら支障を来すことはないはずである。
３　世界の濃縮役務需給


原子力関係の専門誌による平成元年ないし平成２年ころにおける平成１２年までのウラン濃縮役務に関する需給予測では，圧倒的な買手市場が予想されており，仮に我が国が世界的な脱原発の流れに逆行して原発依存度を高め続けても，独自にウラン濃縮を行う必要など全くないことを明瞭に示していた。そして，昀近のウラン濃縮価格をめぐる日本及び世界情勢の推移は，自国の軍事分野における需要が減少し，原発の閉鎖が相次いで需要の伸びも計画を大きく下回っている旧ソ連ないしはロシアの濃縮ウランの叩き売り等の影響もあって極めてドラスティックであり，濃縮ウランの需給は，「緩和状態」どころではなく，国際的な濃縮ウラン供給能力過剰現象が予測をも遥かに越えた水準で進行しつつあり，また，近時の世界市場におけるウラン濃縮役務価格に関する今後の長期的見通しも，価格の下落を示唆している。したがって，各電力会社は，必要とあれば，短期契約と長期契約とを問わず，任意の量の濃縮ウランを任意の価格で調達可能な状況にある。
４　遠心分離法によるウラン濃縮技術の破綻
昭和６３年８月１日付けの「原子力委員会ウラン濃縮懇談会新素材高性能遠心機技術開発検討ワーキング・グループ中間報告書」は，当時から既に世界的なウラン濃縮役務の供給能力の過剰及び当時の急激な円高の進行に対応した我が国のウラン濃縮事業の経済性向上を訴える一方で，本件施設で採用された遠心分離機について，将来的にこれ以上の飛躍的な技術的進歩やコストダウンは期待し難いとしていた。
遠心分離法は，米国が条件の困難性から断念をしたいわくつきの技術であり，国と動力炉・核燃料開発事業団の過去２０年間にわたる遠心分離法の開発は，今や経済的には全く意味を失っている。
５　ウラン濃縮新技術開発
現在，レーザー法や化学交換法といった経済性において遠心分離法よりも格段に優れたウラン濃縮技術について研究開発が進められており，これらの新技術が世界の主流となるのは時間の問題である。
６　まとめ
以上によれば，本件施設のような時代錯誤的な遠心分離法による濃縮施設は，経済的に論外であり，本件施設に規制法１４条１項２号にいう経理的基礎が欠けていることは明らかである。
（被告の主張）
本件許可申請が規制法１４条１項２号に規定する事業を適確に遂行するに足りる経理的基礎があるとの要件に適合しているかどうかについての審査は，主として本件許可申請書の添付書類のうち「添付書類１　事業計画書」（加工事業規則２条２項１号，特に「工事に要する資金の額及びその調達計画」（同号ハ），「加工の事業の開始の日以後５年内の日を含む毎事業年度における資金計画及び事業の収支見積り」（同号ニ））及び「添付書類９　法人にあっては，定款，役員の氏名及び履歴，登記簿の抄本並びに昀近の財産目録，貸借対照表及び損益計算書」（加工事業規則２条２項９号）等に基づき，事業を遂行するために必要な設備資金，運転資金等の見積りが適切なものであるかどうか，その調達能力があるかどうか等を判断する。
原燃産業は，事業を遂行するために必要とされる資金を自己資金及び借入金により充当する計画であり，その返済等についての計画も妥当なものであり，また，顧客である電力会社の経営は安定しており，収入も確実であることから，内閣総理大臣は，その計画の実現性についても問題がないものと判断した。このように，本件許可申請は，規制法１４条１項２号の許可要件のうち経理的基礎に係る部分に適合するものである。
第２　２号要件のうち技術的能力に係る部分の適合性
（被告の主張）
本件許可申請が規制法１４条１項２号に規定する「事業を適確に遂行するに足りる技術的能力」があるとの要件に適合しているかどうかについての審査は，主として本件許可申請書の添付書類のうち「添付書類２　加工に関する技術的能力に関する説明書」（加工事業規則２条２項２号）等に基づき，原燃産業が当該事業を計画，遂行していく上で必要な組織，要員を確保することになっているか等を中心に，人的，組織的な面から加工事業者としての適格性の有無を判断する。原燃産業は，設立に当たって，従来から遠心分離法によるウラン濃縮について研究開発を進め，岡山県人形峠で同法によるウラン濃縮のパイロットプラント及び原型プラントの建設・運転の実績のある動燃事業団から同事業団の保有するウラン濃縮技術を継承することとし，動燃事業団，電力会社等から主たる技術者の移籍を行っていること，本件施設の建設，運転に当たって必要とする技術者については，定期採用等により逐次増強を図るとともに，動燃事業団への派遣等による技術的能力のかん養に努めることになっていること等から，内閣総理大臣は，原燃産業には本件施設を設計，建設及び運転するために必要な技術的能力があるものと判断した。
（原告らの主張）
１　原燃産業の技術的能力
原燃産業は，昭和６０年３月に設立された会社であるが，これまでウラン濃縮事業の実績は試験・研究を含めて全くないし，ほかにも一切収益活動を行ったこともない。したがって，原燃産業について，その技術的能力の有無を論じることはできない。
この点に関する原燃産業の説明（本件許可申請書添付書類２）は，動燃事業団が技術的能力を有することの説明にはなっても，原燃産業自身の能力の説明にはならない。現に原燃産業は，上記説明中で，申請当時においては本件施設の建設に必要な技術者すら不足していることを自認している。しかし，本来，技術的能力の評価は，当該企業の過去の事業実績に対してなし得るものであり，将来の事業活動に対する見込みや期待が評価の基準となることはあり得ない。上記のように，事業実績も技術蓄積も一切なく，必要人員すら充足していない原燃産業には，法定の技術的能力が欠如している。
２　本件施設における事故例と原燃産業の技術的能力
（１）　本件施設において平成６年２月７日に発生した，大半の機器について中央制御室から監視も操作もできない状態が１時間４５分以上も継続するという事故について，日本原燃は，事故原因の発端はプラグピンの品質管理ができず，腐食生成物が生じたことにあると発表している。
また，日本原燃の発表によれば，コネクタの締め付け確認作業，複数シーケンサの初期化作業，廃品第２段コンプレッサの停止後の起動作業について作業手順書を作成していなかったことも，事故の原因とされている。これらの発表は，日本原燃が部品管理能力や適切な運転管理を行う能力を欠いていることを示している。
（２）　日本原燃の発表によれば，シーケンサの機能復旧作業において保修課長が運転課長と協議した結果，誤った順序での作業を指示したとされているが，これは素人目にも明らかな誤りであって，上記両名は本件施設の運転について素人並の知識しか持っていないことになり，ひいては日本原燃が適確な運転を行う能力を欠いていることを示している。


（３）　上記の事故は，平成４年１月２６日及び同年２月２４日の高周波電源系統での２回の事故，同年６月１７日のバスダクトのショート・火花発生事故，同年１０月２５日の落雷事故に続く本件施設における５回目の事故である。このように，事故が多発している事実からも，日本原燃の運転管理能力の欠落は明らかである。
３　ＪＣＯ事故にみる技術的能力審査の過誤欠落
ＪＣＯ東海事業所の転換試験棟での作業に従事していた「スペシャルクルー」は５名で構成されていたが，いずれも転換試験棟での作業経験は浅く，昀も長い者でも二，三か月の経験しかなかった。事故時に作業をしていた副長と作業員２名は，副長が延べ二，三か月，作業員２名に至ってはこの製造が初めてで延べ一，二週間の経験のみしかなかった。
また，裏マニュアルの作成に当たっては核燃料取扱主任者の資格を持つ者２名がその審査に関与していたほか，ＪＣＯ事故のときも，バケツを使用する作業を核燃料取扱主任者であるグループ長が指示書（プロセスパラメーターシート）で作業員に指示していた。また，沈殿槽へのウラン溶液の複数バッチ投入について，核燃料取扱主任者資格を持つ製造部計画グループ員が副長から「ウラン溶液均一化撹拌作業に沈殿槽を使用して，ウラン溶液を投入しても問題ないか」と聞かれたのに対して「大丈夫だろう」と回答し，作業にゴーサインを出している。この者は，低濃縮ウラン溶液を複数バッチ沈殿槽に入れても臨界にならないことから，高濃縮ウランを沈殿槽に複数バッチ入れても臨界にならないものと判断してしまったと言い訳しているようである。
上記のように，今回の事故時に直接作業をしていた２名やその上司その他のメンバーの実際の作業経験からすれば，書類上で技術者の経験年数を申請させても，現場で現実に経験者がいることは保証されないというべきである。また，核燃料取扱主任者資格を有する者が裏マニュアルの作成や違法作業の指示を行っていたことからすると，核燃料取扱主任者資格を持つ者がいても臨界規制を遵守させることについて役に立たず，むしろ違法作業をしても大丈夫であるという形でその知識を悪用して違法作業を支援する危険性があり，また，核燃料取扱主任者資格を取得していても臨界管理の初歩的な知識に欠け，臨界管理の能力が全くない者が存在することが明らかである。
このような現状をみると，作業従事者の経験年数や核燃料取扱主任者有資格者の有無は，臨界安全性を保障するものでないことはもちろんその存在がプラスになるのかどうかさえ怪しく，その意味で，書類で出す技術者の経験年数や国家資格者の数は実際の技術的能力とは無関係である。そして，事故により明らかになったＪＣＯの操業の実情をみれば，ＪＣＯに加工事業を適確に遂行するに足りる技術的能力がなかったことは明白であり，被告主張の安全審査の手法でＪＣＯの技術的能力を実際にチェックすることはできなかった。
日本原燃の技術的能力についても，上記と全く同様の審査がなされているのみであるから，本件安全審査は到底合理的な審査とはいえず，技術的能力の審査判断において看過し難い過誤，欠落があるというべきである。
（被告の反論）
本件施設において平成６年２月７日に発生した事象は，コネクタのプラグピン表面に，電気的絶縁物である腐食生成物が生成したこと及び不適切なコネクタの締め付けトルク確認作業を行ったことによって発生した接触不良並びにシーケンサの復旧作業に当たって適切な操作ができなかったことによるものであるが，このような具体的な運転管理上の個々の事態から直ちに日本原燃に技術的能力がないと断ずるのは誤りである。
すなわち，加工事業許可処分における技術的能力に関する審査は，事業許可後の施設の建設及び運転という加工事業の全過程において，申請者が加工施設を取り扱っていく上での適確な技術的能力を有するか否かを，申請者の人的，組織的な実態を総合的に観察，検討することにより行うものであるところ，原燃産業は，遠心分離法によるウラン濃縮についての実績を有する動燃事業団からウラン濃縮技術を継承することとし，動燃事業団，電力会社等からの主たる技術者の移籍及び技術者の定期採用等を行い必要な要員の充足を図るとともに，技術者の動燃事業団への派遣等による技術的能力のかん養に努めることになっており，内閣総理大臣は，これらの事項を総合して，原燃産業が本件施設を建設及び運転するために必要な技術的能力を有しているものと判断したものであり，本件事象は上記判断の合理性を左右する性質のものではない。
第６章　規制法１４条１項３号要件適合性（予備的請求の争点）
第１　総論的主張
１　ウランの人体への影響
（原告らの主張）
以下のとおり，ウランは，それ自体人体及び環境に対して高度の危険性を有するものであり，このような危険な物質を大量に取り扱う本件施設の建設は許されるべきではない。
（１）　ウランの放射能毒性
ウランの発するアルファ線は，物質に対する貫通力が小さいため，人体の外部からの被曝（外部被曝）による影響は少ない。しかし，一旦ウランが体内に入り込むとアルファ線は強い破壊力をもって細胞を照射し，内部に著しい損傷を与える（内部被曝）。生体内に吸収されない不溶性のウランは，とりわけ肺に沈着して容易に排出されず，しかもウランの半減期が長いため，長期間にわたって肺を始めとする体内組織を被曝させ，がんなどの晩発性の障害や遺伝障害の原因となる。国際原子力機関の「放射線事故等の評価」（１９７４年）によると，不溶性の天然ウランが肺に年間５レムの被曝を与える放射能の量は，５．４２×１０の２乗マイクロキュリーとされている。そして，一般人の許容被曝線量は，許容被曝線量等を定める件で年間０．５レムとされているので，同量の被曝を与える放射能の量は，５．４２×１０の３乗マイクロキュリー，すなわち２．０１×１０の２乗ベクレルであり，これを天然ウランの量に換算すると約８ミリグラムとなる。本件施設には昀大で５１０トンの天然ウラン及び８５トンの濃縮ウランが貯蔵されるが，これを上記数値にあてはめると，肺に対する一般人の許容被曝線量に対して，天然ウランは６３７億５０００人分の放射能量を本件施設は有しており，また，５パーセント濃縮ウランについても同様の計算をすると，濃縮ウラン８５トンは３２３０億人分の年間摂取限度となる（現実にはこれに劣化ウランの放射能量が加わる）。また，本件施設で貯蔵及び使用されるウランの全体量は３０００トン規模になるが，天然ウランの一般人の年摂取限度は１．１ミリグラム，５パーセント濃縮ウランの一般人の年摂取限度は０．２７ミリグラムであるから，本件施設では数兆人分の年摂取限度のウランが貯蔵及び使用されることになり，その内蔵する放射能量は莫大である。
（２）　ウランの化学毒性


ウランは上記の放射能毒性とともに，物質としての化学毒性を有する。昭和４８年発表のアメリカ国立職業安全衛生研究所による研究結果によれば，水溶性のウランはメチル水銀や青化カリなどの猛毒に匹敵する化学毒性を有しており，腎臓や神経系を侵す重金属毒の一種に分類される。
ウランは工業上，固体（酸化ウラン）又は気体（六フッ化ウラン）で取り扱われることが多く（本件施設も同様），水溶性ウランの化学毒性に注目されることが少ない。しかし，本件施設の事故により貯蔵していたウランが地下水に浸出した場合などを想定すると，前記の放射能毒性とともにウランの化学毒性が周辺住民の生命・身体に重大な危険をもたらすことは明らかである。
（３）　崩壊生成物の危険性
本件施設に貯蔵されるウランには，製錬後の期間に応じた崩壊生成物（娘核種）が含まれている。すなわち，ウラン鉱石の製錬によって，ウランは一旦純粋な形となるが，その後の期間の経過によって，ウランは放射線を発して崩壊し，ラジウム，ラドンなどの崩壊生成物を生じさせる。
このうち，ラジウムはウランの粉塵とともに体内に入り，腸で吸収されて骨に運ばれ，白血病や骨癌の原因となる。また，ラドンはラジウムの崩壊によって発生する気体状の物質で，気体であるため容易に環境中に放出され，肺に取り込まれると肺癌の原因となる。
（被告の主張）
ウランが一定の潜在的危険性を有することは事実であるが，その潜在的危険性を顕在化させないための努力を払うことにより，これを安全に利用することができるのであり，潜在的危険性が存することのみを理由として，直ちにその利用が否定されるべきものではない。そして，本件安全審査においては，種々の安全性確保対策が講じられることにより本件施設の安全性は確保されると判断されたのであって，適切な安全性確保対策が講じられているか否かを問うことなく，ウランの有する潜在的危険性のみを理由として本件施設の建設が許されるべきではないとする原告らの主張は，それ自体失当である。
また，本件施設において貯蔵及び使用されるウランの全体量３０００トンが数兆人分の一般人の年摂取限度のウランに相当するとの原告らの主張は，本件施設で貯蔵及び使用するウランの全量が施設外に放出され，かつ，その全量を一般人が摂取するとの仮定に基づくものであるが，原告らのこのような仮定自体合理的な根拠を有しないものであり，その計算結果も実際上意味がない。そして，本件安全審査においては，本件施設において適切な安全確保対策が講じられることはもとより，平常時評価として平常時における一般公衆の被曝線量が実用可能な限り低いものであること及び事故時評価として昀大想定事故が発生するとした場合でも一般公衆に対して過度の放射線被曝を及ぼさないことをそれぞれ確認しているのであるから，原告らの仮定するような事態は起こり得ない。したがって，原告らの主張は，その前提を欠き失当である。
また，仮に，上記の点をおくとしても，原子力施設に係る安全審査において，安全確保の観点から必要な対策が講じられているか否かを審査する際に，施設に内蔵する放射能量等，それぞれの施設の有する潜在的危険性を考慮することには合理性がある。
２　国内規制値の問題点
（原告らの主張）
本件において被告が主張する，許容被曝線量を年間０．５レムとする放射線の規制値は，ＩＣＲＰの１９４８年（昭和２３年）勧告に基づいている。しかし，ＩＣＲＰの勧告の背景にある考え方は，原子力産業に従事する労働者や原子力施設周辺地域の住民の生命身体の安全よりも，原子力産業の経済的利益を優先させるものである上，１９６０年（昭和３５年）代以降には低線量・微量の放射線の生物体に与える影響や広島長崎の被曝線量の再評価に関する研究成果が発表され，従前の放射線の危険性評価には重大な誤りが指摘されるに至っている。また，ＩＣＲＰは，その前身である国際エックス線ラジウム防護委員会（ＩＸＲＰＣ）の設立された１９２８年（昭和３年）以降現在までの間に数度にわたり放射線防護のための線量制限値を提示してきたが，その制限値は，提示の度に切り下げられている。このような経緯に照らすと，今日では，ＩＣＲＰの勧告値自体が人間の生命身体に対する被曝の絶対的かつ昀終的な安全基準として信頼するには足りず，むしろ今後の新たな知見によって更に厳しい規制強化が必要となることが予測されるところであるから，ＩＣＲＰ勧告に依拠する被告の立場は，前提において破綻しているというべきである。
（被告の主張）
ＩＣＲＰは，１９２８年（昭和３年）に国際エックス線ラジウム防護委員会として発足し，１９５０年（昭和２５年）に現在の組織形態となったもので，放射線医学，物理学，生物学，遺伝学等放射線防護に関する世界の昀高権威者をもって構成され，政治や行政の状況に左右されることなく，科学的な立場から放射線防護に関する勧告を行っている機関である。ＩＣＲＰは，放射線影響，放射線防護に関する昀新の知見及び技術に基づいて，放射線防護の基本的考え方，方策及び基準等につき検討し，その結果を勧告あるいは報告書の形で公刊しており，これらは，日本を始め世界各国において，放射線防護関係法令の立案に際して，遵守あるいは尊重されていて，我が国においても，ＩＣＲＰ勧告を尊重し，科学技術庁に設置された放射線審議会（放射線障害防止の技術的基準に関する法律４条）においてされる審議等を踏まえ，国内法令への取り入れを行っている。
このうち，一般公衆の放射線被曝の線量制限については，本件許可処分の当時には，ＩＣＲＰの一般公衆の許容被曝線量に関する勧告（１９５８年）を尊重し，放射線審議会の答申を受けて，加工事業規則等の規定に基づき，許容被曝線量等を定める件所定の周辺監視区域外の許容被曝線量，すなわち一般公衆の許容被曝線量は，１年間につき０．５レムとされていた。また，ＩＣＲＰ１９７７年（昭和５２年）勧告及び１９８５年（昭和６０）パリ声明に基づき，国内法令を改廃した結果，現在は，加工施設における周辺監視区域外の線量当量限度は，実効線量当量について１年間につき１ミリシーベルト，皮膚及び眼の水晶体の組織線量当量についてそれぞれ１年間につき５０ミリシーベルトとされている。さらに，ＩＣＲＰ１９９０年（平成２年）勧告（ただし，一般公衆に対する実効線量当量限度は，同１９７７年勧告及び１９８５年パリ声明におけるそれから変更されていない。）については，現在，放射線審議会においてその国内法令への取り入れについて審議されているところである。


ＩＣＲＰ勧告の線量制限値は，このように，昀新の科学的・技術的知見に基づく，各界の昀高権威者による専門的な検討を経て定められたものであり，これまでのＩＣＲＰによる線量制限値の見直しも，放射線利用の拡大に伴い，線量限度の目的が，直接観察し得るような悪性でない影響（皮膚の紅斑等）の防止（急性影響の防止）から，がんや遺伝的影響の発生の防止（晩発影響の防止）へと拡大，変化したことや，長年にわたるＸ線やラジウムその他の放射性物質の使用経験及び人間その他の生物の放射線影響に関するデータ等に基づく新しい知見が得られたことなどを背景とするものであり，これらにより被曝線量の安全基準としての信頼性をその都度高めているものである。そして，この制限値は，将来的には新たな知見の獲得等により変更されることがあり得るとしても，現在において昀も信頼性の高い基準であることに何ら変わりはないのであり，現在におけるその信頼性が否定されるべきものでないことは当然である。したがって，ＩＣＲＰ勧告を尊重して定められた国内規制値に，原告らが主張するような問題はない。
３　加工施設指針の欠陥
（原告らの主張）
加工施設指針は，指針の内容がいずれも極めて抽象的で具体性に欠け，放射線の管理のために何をどのようにしてどの程度に管理すべきか，という点を何ら明らかにしておらず，指針としての実効性に欠けている。放射線の安全管理を意味のあるものにするためには，安全確保上必要とされる項目を定めるのみではなく，昀低限それをどのような施設と技術で，どの程度に行うべきかを明記して，申請に係る施設が安全であるかどうかを具体的に判断する必要があり，放射線管理の基本的枠組みを審査するだけでは，到底安全審査たりえない。
また，事故は複数の故障（トラブル）が重なって発生するものであるにもかかわらず，加工施設指針は単一故障しか想定しておらず，この点においても安全審査上内容が不十分である。
（被告の主張）
加工施設指針は，加工施設に関する技術的事項の細部にわたってまで逐一具体的な指示を与えるものである必要はなく，専門技術的知見を有する者が，審査において，申請に係る加工施設の位置，構造及び設備が当該施設の基本設計ないし基本的設計方針において災害防止上支障がないものとして設置されるものであるかどうかを判断するための基本的枠組みを提供する内容を具備していれば足りるものであるところ，加工施設指針はこの要請を完全に満たしているから，指針の内容が抽象的であるとの原告らの批判は当たらない。
また，複数の故障を想定していないとの点については，加工施設指針３の内容から明らかなように，加工施設指針は，技術的合理性を有する範囲において発生が想定される事故について考慮することとしており，技術的合理性の観点から発生する可能性が極めて低いと考えられるもの，すなわち，例えば別個の原因に基づき同時に複数の事故が発生すること等の事象については考慮する必要がないものとしているのであり，このことは十分に合理的なものである。
４　加工施設指針の濃縮施設への妥当性
（原告らの主張）
濃縮施設は，加工施設指針が予定するその他の加工施設（ウラン成型施設やいわゆる加工施設）とは，取り扱うウランの状態，工程の複雑さが異なっており，その危険性は高く，安全確保手段をより厳しく規制する必要がある。したがって，加工施設指針は，濃縮施設の安全性を審査する基準としては不十分であって，その点において不合理である。
（被告の主張）
加工施設指針は，ウラン濃縮施設の安全審査においても十分な合理性を有する審査基準である。
５　規制法１４条１項３号要件適合性の審理手法
（被告の主張）
原子力施設における安全性の確保とは，当該原子力施設における核燃料物質等による災害を防止するため，当該原子力施設の位置，構造及び設備について，核燃料物質の有する潜在的危険性を顕在化させない対策をどのように講じるかということに尽きるものである。
もっとも，加工施設は原子力施設ではあるが，原子炉のようなエネルギーの生産施設ではないので，その内包するエネルギーは小さく，また，ウランが常に臨界未満の状態で取り扱われるので，臨界状態での核分裂反応を制御する機能も必要ない。しかも，加工施設である本件施設は，その内蔵する放射能量が原子力施設としては昀も少ないものの一つであるし，また，そこで取り扱われる六フッ化ウランは不燃性でかつ爆発性もなく，その工程においては，化学変化がなく，比較的低温でかつ大部分が大気圧以下で取り扱われる。したがって，本件施設は，その潜在的危険性が極めて小さいものであるということができる。
加工施設に係る安全性確保対策については，客観性の担保，確実性及び予測可能性の確保等のために，その基準として原子力安全委員会により定められた核燃料施設基本指針及び加工施設指針がある。これらの指針等に基づく安全審査を行うことにより，当該加工施設の基本設計ないし基本的設計方針が適切なものであるか否か，すなわち，核燃料物質による災害の防止上支障がないものであるか否かが判断される。
上記の安全性確保対策は，次の四つの柱に集約される。第１は，加工施設の基本的立地条件に係る安全性確保対策，すなわち，加工施設を立地するに際して，立地地点及びその周辺における自然環境及び社会環境（基本的立地条件）を検討して，当該施設の基本設計ないし基本的設計方針との関連において，加工施設に係る大きな事故の誘因となる事象が起こるとは考えられず，万一事故が発生しても災害を拡大するような事象の少ない立地を選定することである。第２は，上記の基本的立地条件に起因する事象への対策のほか，加工施設自体の安全性確保対策，すなわち，ウラン加工施設の耐震性，地震以外の自然現象に対する安全性，火災・爆発の防止，臨界管理，電源喪失に対する考慮，放射性物質の閉込め等について，その基本設計ないし基本的設計方針において所要の安全性確保対策を講ずることである。
第３は，加工施設自体の安全性確保対策との関連において，公共の安全が確保されていることであり，加工施設で昀大想定事故（安全上重要な施設との関連において，技術的にみて発生が想定される事故のうちで，一般公衆の被曝線量が昀大となるもの）が発生した場合でも，一般公衆に対して過度の放射線被曝を及ぼさないことである。
第４は，加工施設の平常運転時における被曝低減に係る安全性確保対策，すなわち，加工施設の平常運転時において環境に放出される放射線及び放射性物質についても，これらによる一般公衆の被曝線量が許容被曝線量等を定める件に規定する周辺監視区域外の許容被曝線量（年間０．５レム），あるいはこれに代わって発せられた線量当量限度等を定める件に定める周辺監視区域外の線量当量（実効線量当量１ミリシーベルト）以下となるようにすることはもちろんのこと，これを実用可能な限り低減させるように，その基本設計ないし基本的設計方針において所要の被曝低減対策を講ずることである。
本件施設の設置に当たっては，このような安全性確保対策の考え方にのっとり適切な配慮がなされているので，その安全性は確保されるものと判断した。第２　本件施設の基本的立地条件に係る安全性確保対策


１　地盤
（被告の主張）
本件施設を設置する原燃産業六ケ所事業所は，青森県下北半島南部の上北郡六ヶ所村大石平にある標高３０ないし６０メートルの丘陵地帯にあり，事業所南側は尾駮沼に面している。事業所の敷地は約３４０万平方メートルである。本件施設の敷地（以下「本件敷地」という。）には，鷹架層と呼ばれる新生代第３紀（古生物の進化の過程に基づく地質年代の分類の一つで，およそ６５００万年前から１８０万年前までを指す。）の砂岩・凝灰岩類（いずれも堆積岩（岩石の砕屑物，火山噴出物，生物の遺骸等が，それらの生成場所又は他の場所に運搬・沈澱堆積して固結した岩石）の一種で，砂岩は主に粒径１６分の１ミリメートルないし２ミリメートルの砂粒が堆積し固結した岩石，凝灰岩類は火山灰等の火山噴出物が堆積し固結した岩石である。）が分布しており，さらにこれらを覆って第４紀（上記地質年代の分類においておよそ１８０万年前から現在までを指す。）の段丘堆積層や火山灰層が堆積している。この鷹架層は，上面の風化された部分を除くと，標準貫入試験のＮ値が５０以上の十分な地耐力（地盤が建築物等の荷重に対して耐え得る強さ）を有する岩盤である。本件施設の建物は，この鷹架層に支持させる設計となっている。
上記の標準貫入試験とは，「土の標準貫入試験方法」（日本工業規格（ＪＩＳ―Ａ―１２１９））に準拠して実施されるもので，地盤の堅さ，締まり具合の相対値であるＮ値を求めるためのものであり，Ｎ値は６３．５キログラムのハンマを７５センチメートルの高さから落下させ，試験用サンプラを３０センチメートル打ち込むのに要する打撃数である。そして，一般にＮ値は地耐力を表す一つの指標とされており，Ｎ値からその地盤の地耐力の一つである許容支持力を推定することができる。そこで，上記鷹架層は，Ｎ値が５０以上の岩盤であるから，本件施設の支持地盤として十分な地耐力を有し，立地条件として安全上問題がないものと判断できる。
また，本件敷地に関しては，公刊文献による調査及びボーリングコア観察等の現地調査等により，過去に地滑り及び陥没の発生した例はないこと，及び，本件敷地周辺は，なだらかな台地であって地滑りが発生するような地形ではなく，陥没を引き起こすような地層もないことを確認した。
（原告らの主張）
１　支持地盤
（１）　安全審査書で本件施設の支持層とされている鷹架層は，本層は砂岩で，凝灰岩は極く薄い層が挟在するにすぎず，土質工学的にいうと，土と岩石の中間の硬さを有する「軟岩」に属する。
そして，ある地（岩）盤が，ある建築物の支持層として適当であるか否かは，単に当該地（岩）盤の許容支持力だけで決まるものではないことは今や常識となっており，例えば，仮に支持力は十分にあっても，その地（岩）盤が軟岩か硬岩かによって，地震時の揺れ方の強さにもかなり大きな差異が出てくることも想定されるし，軟岩と硬岩との間には諸物性値についての顕著な差異もあるから，軟岩か硬岩かの問題を一切度外視してよいということにはならない。本件安全審査には，この点に考慮を払っていない違法がある。
上記のことは，昭和６０年に本件敷地に近接する石油国家備蓄基地のオイルタンク６基が不同沈下した事実から明らかである。なお，この不同沈下を引き起こした石油タンクの工区の基礎地盤が砂子又層及び火山灰（ローム）層であって鷹架層でないことは被告の説明のとおりであるにしても，上記の石油タンクは，不同沈下を防止するために「危険物の規制に関する技術上の基準の細目を定める告示」の関係諸条項を十分に満たしていることが確認されていたものであったはずである。しかし，それにもかかわらず，石油タンクの一部が実際に不同沈下を引き起こしたのであるから，本件施設の建物についても，加工施設指針に背反していない限り安全性が十分確保されているとはいえないことになる。
（２）　Ｎ値によって許容支持力を推定する方法には，精度の点からみて問題があることを指摘する見解は少なくなく，また，一般論として，Ｎ値に余りにも依存しすぎるという風潮に対して警告を発している学者もいるから，Ｎ値の調査結果のみをもって鷹架層が本件施設の支持地盤として十分な地耐力を有するとはいえない。（３）　Ｎ値に基づく地耐力の推定値がどの程度正しいのかを正確に判定するには平板載荷試験などによって岩盤支持力を計算することが必要であるし，地盤の性質を把握するためには，より深くボーリング調査を行うとともにコア採取率，昀大コア長及びＲＱＤ（岩盤良好度）の結果を示す必要があり，物理試験（単位体積重量，含水比，比重，間隙率の調査）も必要である。にもかかわらず，これらの試験は実施されておらず，この点を看過した本件安全審査は違法である。この点については，被告も，支持地盤としての適否は「支持力と当該建築物の荷重との関係などから判断される」と主張し，Ｎ値から推定される許容支持力以外の諸性質も影響するものとしている。
（４）　ある地盤の地耐力が十分であるとするためには，地耐力の平均値及びその標準偏差並びに昀低値及び昀高値を明らかにするとともに，昀低値の部分でも十分な余裕があることを示す必要がある。にもかかわらず，安全審査書は，この数値を明示しておらず，違法である。
２　サンドウィッチ地盤
本件敷地の下には，硬い地層の間に軟弱な地層がサンドウィッチ状にはさまれた，いわゆる「サンドウィッチ地盤」が存在する。この地盤があると，仮に地盤の支持力の点で特に問題はないとしても，気象庁震度階級（地震動の強さを表す指標をいい，人間が感じる程度に応じて地震に階級をつけたもの。以下「震度階」といい，具体的な数値については「震度１」などという。）５以上の地震に襲われた場合には，建物の倒壊等極めて危険な状態となる。
近年，いわゆるサンドウィッチ地盤の問題が注目されるようになってきたのは，この問題が耐震設計基準の中に取り入れられていないため，建築基準法関係諸法令を遵守して適法に建築された建物が，震度５程度の地震に際して圧潰したり，傾斜したりするなどの顕著な被害を被ったという例が，昭和４３年十勝沖地震，昭和５０年４月２１日の「大分県中部の地震」や昭和５３年宮城県沖地震などに際して数多く見られたという冷厳な事実に基づいている。そして，この用語は，専門家としてこの用語を昀初に使用した日本大学理工学部の守屋喜久夫教授（応用地質学）により，明確に定義されている。


本件許可申請書に掲げられている地質断面図によれば，鷹架層のＮ値は，１メートルごとの測定値が３回連続して５０以上を示した時点で測定が中止されており，同層のＮ値について確認されている事項は，上部の風化部を除くと，Ｎ値が５０以上の部分が少なくとも２メートル連続して出現しているということだけということになる。したがって，それ以深の部分のＮ値も５０以上あるということは，あくまでも推測にすぎず確認はされていないから，それ以深にＮ値が小さい部分，すなわちサンドウィッチ地盤がないことも確認されていないことになり，他にもサンドウィッチ地盤の存否を確認する調査は行われていないが，本件安全審査には，この点に考慮を払っていない違法がある。
被告は，Ｎ値が５０以上あれば，一般的に十分堅い地盤と判断できるため，通常，Ｎ値が５０以上に達した時点でＮ値の測定を終了するのが通常であると主張する。しかし，基礎地（岩）盤に求められる堅さは，その上に築造される構造物の性質（どの程度の安全性が求められるのかというような点をも含む。）との関係で相対的に決まるものであるから，Ｎ値の測定にしても，Ｎ値が５０以上の部分がどのくらいの層厚を有して連続的に発達しているかを調査・確認することが極めて重要になる場合もある。ゆえに，多くの事業者は，Ｎ値が５０以上の部分が２メートル連続して出現した時点でＮ値の測定を終了するようなことは，一般に行わない。被告は，Ｎ値が５０以上であるとことが確認された位置より更に深い所の地盤についても，現地におけるボーリングコアの観察によって問題がないことを確認していると主張するが，ボーリングコアの観察にはどうしても観察者の主観が入るため，ボーリングコアの観察だけでＮ値が５０以上あるか否かを推定することはできても，確認することはできない。このため，この点を確認するためには，客観的な標準貫入試験を相当程度の深さまで実施することが必要不可欠になる。
３　地滑り・陥没等の危険
表層地盤や盛り土による造成部分では，地滑り，陥没が発生する危険が多分にある上，本件敷地は同じ造成地でも均質性を欠いているので，危険性は一層高い。さらに，集中豪雨等により崩壊の危険があり，降雨で地盤がゆるんでいるところへ地震が起こると大きい地震災害が発生する。造成地は，非造成地と比べて地盤が軟弱なため，地滑り，陥没等のほかに液状化現象等も引き起こしやすいことは今日では既に常識化しているところであるが，被告は，地滑り，陥没等の対策が排水工事，法面工事等において施されるので地滑り，陥没等のおそれはないと主張し，工学万能・技術万能の立場を露わにしている。しかし，かかる主張は，「壊れないように作ったので，壊れることはない」というようなもので，およそ無意味・無内容なものでしかない。
また，鷹架層が地滑り，陥没や崩壊を引き起こさない地層であることを証するに足る地質学的資料は，全く存在していない。詳細な地質調査を実施すれば，上記のような諸現象を引き起こす可能性を示唆するような事実が明らかになるかも知れないのである。現に，本件施設の敷地よりははるかに詳細な地質調査が実施された使用済み核燃料再処理工場の敷地内には，同工場の事業者である原燃サービスの内部資料によって，急傾斜崩壊や重力性滑りなどが存在することが明らかにされている。
４　断層調査の不備
断層と節理との区別は極めて難しく，また断層の範囲の識別も困難なことが少なくないのに，本件敷地における断層調査は，５１孔のボーリング孔中７孔についてしか地質柱状図が作成されず，掘進長も短い極めて不十分なものにとどまっている。十分なボーリング調査やトレンチ調査，不連続面の分布状態や性質についての詳細な調査をすれば，本件施設に影響を与えるような断層（活断層）の存在が確認される可能性は極めて高い。また，本件施設に隣接する低レベル放射性廃棄物埋設施設では，当初その申請書では断層は存在しないとされていたが，その後の補正書でｆ―ａ，ｆ―ｂの二つの断層が存在すると追加記載されるに至っており，上記各断層の延長線として本件敷地内にも断層が存在する可能性がある。これに対し，被告は，ボーリング調査や地表地質調査，文献調査により施設の安全性に影響を与えるような断層のないことを確認しているから，本件敷地に地震断層の出現による地盤の変位が生ずるおそれはないと主張しているが，掘進長もさして長くないボーリング調査において，施設の安全性に影響を与えるような断層の有無をどのようにして調べたのかについての説明は一切ない。また，本件敷地の大部分は，第４紀層あるいは盛土層に覆われているため，地表地質調査によってすべての断層の性状を明らかにすることは不可能である。さらに，本件施設の立地が決定される以前の段階で，施設の安全性に影響を与えるような断層の存在の有無を調べた学者・研究者がいたはずもないから，そのような断層は存在していないことを明記した文献が存在しているわけもない。
また，被告は，「日本で今までに認められた２０前後に及ぶ地震断層のほとんどすべては，活断層つまり第４紀に何度か動いた断層に沿ってあらわれている。」という一般論を展開するのみで，（ア）明治２９年８月３１日の陸羽地震の際に出現した川舟地震断層，大正１４年５月２３日の北但馬地震の際に出現した田結地震断層，昭和１８年９月１０日の鳥取地震の際に出現した吉岡地震断層などのように，活断層の存在が全く知られていない場所に出現した地震断層も存在していること，（イ）今日知られている２０前後の地震断層のうちの出現時期が昀古のものは，１８４７年５月８日の善光寺地震の際に出現したものであること，（ウ）それ以前の年代の地震に伴って出現した地震断層も，当然，多数存在しているはずであるにもかかわらず，それらは，出現後の地形の変化などによって，痕跡をとどめなくなっているものと推定されること，などについては何ら言及していない。
５　地盤の隆起沈降等
地震が起こると，地盤の隆起・沈降による地盤の変位が生じることが少なくない。


この点に関し，本件安全審査では，「本件施設付近の地盤は，…過去に局所的な隆起・沈降を生じたことを示す形跡がないことから，将来においても施設に影響を与えるような地盤の隆起あるいは沈降を生じるおそれのないことを確認している。」とされている。しかし，（ア）本件安全審査では過去に局所的な隆起あるいは沈降を生じたことを示す形跡の有無をどのようにして調べたのかについて，全く説明していないこと，（イ）過去に施設に影響を与えるような局所的な隆起あるいは沈降を生じたことがあったとしても，それらの形跡が現在残っているとは限らないから，「形跡がない」ということは，この場合，隆起あるいは沈降が生じたことはなかったことの証左になるものではなく，それらが生じたかどうかは不明であるにすぎないこと，（ウ）何事についても「初めて」ということがある以上，施設に影響を与えるような地盤の局所的な隆起あるいは沈降が過去に起こったことが仮になかったとしても将来にわたっても起こらないという保証はどこにも存在していないこと，などからすれば，本件安全審査は，科学的根拠を全く欠いているといえる。
（被告の反論）
原告らは，本件許可申請及び本件安全審査には，本件施設の支持地盤の地耐力の判断方法等に誤りがあると主張するが，上記主張は，以下に述べるとおりいずれも理由がなく失当である。
１　支持地盤について
（１）　原告らの主張（１）について
ある地盤が建築物の支持地盤として適当であるか否かは，当該地盤の有する支持力と当該建築物の荷重との関係などから判断されるものであり，当該地盤が土質工学上「軟岩」であるか「硬岩」であるかによって判断されるものではない。また，建築基準法等関係法令は，建築物の耐震設計に用いる設計地震力の算定に関して，地盤を３種に区分しているのであるが（昭和５５年建設省告示第１７９３号），岩盤については軟岩，硬岩を区別することなく同一に取り扱うよう定めているのであり，また，建築基準法施行令９３条においても，岩盤の長期応力に対する許容応力度としては，それが軟岩又は硬岩のいずれに分類されるものであるかに関係なく，１平方メートル当たり１００トンを採用することができるものとしている。また，石油備蓄基地のオイルタンクの沈下（発生年は昭和６０年ではなく昭和５８年ころである。）については，むつ小川原石油備蓄株式会社は，不同沈下したタンクの工区の地盤は砂子又層及び火山灰（ローム）層であると説明しており，本件施設の支持地盤である鷹架層とは異なるから，原告らの主張は失当である。
（２）　原告らの主張（２）について
本件施設の支持地盤が十分な地耐力を有していると判断したのは，そのＮ値が５０以上であることが確認されたことに加え，現地におけるボーリング調査，地表地質調査及び文献調査により，支持地盤が新生代第３紀に形成された鷹架層の砂岩・凝灰岩類からなる岩盤であることが確認されたことによるものである。したがって，原告らの主張は，その前提において既に失当である。
（３）　原告らの主張（３）について
ボーリング調査，地表地質調査及び文献調査の結果，鷹架層は，十分な安定性を有する岩盤であり，また，前述のとおり，標準貫入試験によるＮ値が５０以上の十分な地耐力を有する岩盤であることから，このような地盤であれば，原告ら主張に係るＮ値以外の各種試験を行わなくても，本件施設の支持地盤として安全上問題がないと判断することができる。
なお，標準貫入試験によるＮ値とそれ以外の各種試験により求められる数値との間では，例えば地盤の許容応力度とＮ値との関係については，一般に，土質の性質に応じて一定の相関性が認められている。すなわち，例えば，「土質調査法」（土質工学会編）によれば，Ｎ値５０の地盤の許容応力度は，岩盤に比べて相対的に許容応力度が小さいとされる砂地盤の場合においても，１平方メートル当たり４５トン以上とされている。また，地盤の種類と許容応力度の関係についても，建築基準法施行令９３条によれば，岩盤については長期応力に対する許容応力度として，１平方メートル当たり１００トンを採用することができるとされている。このように，Ｎ値ないし地盤の種類と許容応力度との間には一定の相関性が認められており，したがって，一般に，ある地盤について，標準貫入試験によるＮ値及び地盤の種類が明らかであれば，標準貫入試験以外の各種試験が実施されていなくとも，許容応力度を推定することは可能である。
ちなみに，例えば，本件施設に比して高層で壁厚も大きい原子力発電所の原子炉建屋においても，その常時接地圧は１平方メートル当たり７０トン程度であり，これに対し，岩盤である本件支持地盤が長期応力に対して，１平方メートル当たり１００トンの許容応力度を採用することができることからしても，本件施設の支持地盤が十分な地耐力を有することは，標準貫入試験以外の各種試験を行うまでもなく明らかである。
（４）　原告らの主張（４）について
本件施設の支持地盤である鷹架層は，前述のとおり，新生代第３紀のＮ値が５０以上の岩盤であって，そのような地盤であれば，本件施設の支持地盤として十分な地耐力を有しているものと判断できる。したがって，原告らの主張は失当である。なお，標準貫入試験においては，Ｎ値が５０以上の地盤であれば，一般的に十分堅い地盤と判断できるため，通常，打撃数が５０を数えた時点（すなわち，Ｎ値５０以上を確認したこととなる。）で，試験の目的を達したものとしてこれを終了するのが通例である。
２　サンドウィッチ地盤について
標準貫入試験によるＮ値がハンマーの打撃数であることからも明らかなように，一般に十分堅い地盤に対しては，打撃数が５０を数えた時点でこれを終了するのが通例である。この試験の趣旨について，「土質調査法」は，「土層が密な砂礫や固結した粘土などの場合，３０センチメートル未満の貫入量で打撃回数が５０回を超えることもしばしば起きる。このようなときに機械的に３０センチメートル貫入に要する打撃数を求めることは無意味であり，特に必要のない限り５０回を限度として打撃を打ち切ってよいことにした。」としており，打撃数が５０回を数えた時点でこれを終了することには何ら異とする点はない。
そして，鷹架層については，本件安全審査において，Ｎ値が５０以上であることが確認された位置より更に深い所の地盤についても，現地におけるボーリングコアの観察によって，Ｎ値が５０以上である位置と同程度あるいはそれ以上に新鮮かつ強固であって，柔らかい層が狭在していないことを確認している。専門的知見を有する者であれば，ボーリングコアを観察することにより，Ｎ値が５０以上であることが確認された位置より深いところの地盤がＮ値が５０以上であることが確認された地盤のコアと同程度あるいはそれ以上の堅さを有していることを確認することができる。
３　地滑り，陥没等の危険について


そもそも，本件施設の支持地盤は鷹架層の岩盤であって，表層部や造成した盛り土部分ではないから，支持地盤の滑り，陥没，崩壊の可能性は考えられない。また，敷地の造成部分についても，排水工事，法面工事等において地滑り，陥没等の対策が施されることとなっており，地滑り，陥没等のおそれはない。
４　断層調査の不備について
断層については，「日本の活断層―分布図と資料―」（活断層研究会編）によれば，「日本で今までに認められた２０前後におよぶ地震断層のほとんどすべては，活断層つまり第４紀に何度か動いた断層に沿ってあらわれている。」とされているところ，本件安全審査においては，本件敷地全体において実施された５１孔のボーリング調査により敷地全体の地質構造が明らかにされており，本件安全審査では，この調査結果のほか，地表地質調査の結果や文献調査等によって，本件施設の支持地盤である鷹架層において施設の安全性に影響を与えるような断層が認められないことを確認しているから，本件敷地に地震断層の出現による地盤の変位が生ずるおそれはない。
上記の各調査結果から施設の安全性に影響を与えるような断層の有無を判断することは，専門的知見を有する者であれば，これを行うことに特段の困難はないものであり，本件安全審査においても，上記の各調査結果から施設の安全性に影響を与えるような断層のないことが確認された。
また，本件施設と近接するところに所在する低レベル放射性廃棄物埋設施設の事業許可申請書中に断層が記載され，この断層が本件敷地内に断層がある可能性を指摘する点については，確かに，上記廃棄物埋設事業の安全審査では，埋設設備群設置位置及びその付近の鷹架層中にｆ―ａ断層，ｆ―ｂ断層と称する２本の断層が認められるものの，両断層とも支持地盤の安定性に影響を与えるものではないと判断されている。したがって，かかる知見は，施設の安全性に影響を及ぼすような断層がないと判断した本件安全審査の妥当性に何ら影響を与えるものでない。
５　地盤の隆起・沈降等について
本件安全審査においては，本件敷地に関し，ボーリング調査，地表地質調査及び文献調査を実施することにより，造成前の地形状況，敷地直下の鷹架層とその上位の第４紀層との地層境界及び第４紀層の分布状況を調査して，過去に局所的な隆起，沈降等の形跡がないことを確認して，将来においても施設に影響を与えるような地盤の隆起あるいは沈降を生じるおそれはないと判断している。
２　地震
（被告の主張）
本件敷地周辺の被害地震については，本件許可申請書の添付書類３に，「宇佐美カタログ（１９７９）」，「宇津カタログ（１９８２）」（被害等級１以上のものに限る。）及び「気象庁地震月報」（震度４又はマグニチュード５以上で被害報告のあるものに限る。）に記載されている被害地震中，本件敷地からの震央距離が２００キロメートル以内の地震が「敷地周辺の被害地震」として記載されている。本件安全審査においては，敷地の基本的立地条件として，事故の誘因を排除し，災害の拡大を防止する観点から，信頼性が高いと考えられる上記各文献に加え，昭和６２年３月刊行の「新編日本被害地震総覧」，「理科年表（昭和６２年版）」等の新しいデータも含め，さらに震央距離が２００キロメートルを超える地震についても十分検討した結果，本件敷地周辺で記録された被害地震の本件敷地での影響度は，昀大でも震度５程度であることを確認した。
（原告らの主張）
１　地震リストの改ざん
（ア）　震源が２００キロメートル以遠の地震
本件許可申請書は，本件敷地周辺の被害地震のリスト作成に当たり，敷地から２００キロメートル以内に震央位置がある５５の地震だけを取り上げているが，これは，被害が震央距離とあまり関係ないという地震学の常識に照らし誤りである。本件安全審査は，申請者のこのような「地震隠し」を前提としてされたものであり，若しくは地震リストの改ざんを看過したものであって違法である。また，本件許可申請書では，本震と余震がある場合において，本震の震央位置が敷地から２００キロメートル以遠にあるとしても，余震の震央位置が敷地から２００キロメートル以内にある地震は，独立の一地震として取り扱われない限り除外されており，この点を不問にした点においても本件安全審査は違法である。
（イ）　新規データの参照の有無
被告は，本件安全審査において，本件許可申請書で地震に関する文献として使用された「宇佐美カタログ」や「宇津カタログ」等の諸文献に加え，更に昭和６２年３月刊行の「新編日本被害地震総覧」や「理科年表（昭和６２年版）」等に示されている新しいデータをも含めて検討したと主張しているが，上記「理科年表（昭和６２年版）」の「日本付近の被害地震年代表」は古いデータに基づいて作成されており（理科年表で新しいデータが初めて示されたのは，本件許可処分の後の昭和６３年１１月３０日に刊行された昭和６４年版の「日本付近のおもな被害地震年代表」においてである。），内閣総理大臣が同書を実際に見たのであれば，それには新しいデータはまだ取り入れられていないことに直ちに気付いたはずである。しかし，被告は，同書には新しいデータが示されていた旨言明しており，真実内閣総理大臣が同書を見たかどうかは極めて疑わしい。また，内閣総理大臣は，平成３年９月に科学技術庁が公表した「六ヶ所ウラン濃縮工場とその安全審査について」と題する文書（以下「安全審査について」という。）では，地震の項において，そのような文献に示されている新しいデータをも含めて検討したということを一言も述べていない。
（ウ）　宇佐美カタログの改訂
「新編日本被害地震総覧」の著者である宇佐美龍夫博士は，同書が刊行された昭和６２年３月１０日の時点で旧著の「宇佐美カタログ（１９７９）」を事実上の廃棄処分にしたわけであるが，原燃産業は，そのことを知らずに本件許可申請書を作成したため（提出日は昭和６２年５月２７日），申請書に掲げた被害地震のリストを，宇佐美博士の新著「新編日本被害地震総覧」に基づかず，旧著に基づいてまとめるという過ちを犯した。そして，内閣総理大臣も，宇佐美博士の新著が刊行されたことを知らなかったため，本件許可申請書の地震のリストが古いデータに基づいてまとめられていることを見逃してしまった。内閣総理大臣としては，本件安全審査に際し，宇佐美博士の旧著に基づいて地震のリストをまとめた原燃産業に対し，新著に基づいて地震のリストを作りなおすとともに，地震の項の説明を全面的に書き替えることを要求すべきであった。
（エ）　震央位置不明の地震や余震の扱い


本件敷地の周辺地域には，１６５６年４月１６日の「八戸の地震」から１８５８年５月１１日の「八戸の地震」に至るまでの約２００年間に，震央位置が不明の地震が合計１８個あったことが知られており，それらのうちの１３個までが「八戸の地震」あるいは「陸奥八戸の地震」とされているが，これらの各地震の震央位置が不明なのは，被害地域が，多くの場合，１地点しか知られていないことに加えて，被害記事も少ないことによるものである。しかし，当時，これらの地震の被害地域は，日本の中でも文明の開化が非常に遅れた場所で，特に繁栄した町などもなかったため，かなり強い地震に襲われた場合でも，それほど顕著な被害も発生しなかったものと思われる。したがって，震央位置が不明のこれらの地震について，被害記事が少ないのは，地震の強さの割合には被害規模が小さく，被害記録もわずかな古文書等にとどめられているためであるにすぎないとみるのが相当と考えられる。そうすると，もし将来，「八戸の地震」あるいは「陸奥八戸の地震」と呼ばれている地震とほぼ同一規模の地震が，ほぼ同一の震央位置で発生した場合には，被害地域は単に八戸だけにとどまらず，青森県東部地方のかなり広い範囲にわたり，しかも各地にかなり大規模な被害が発生するおそれが多分にあるといわざるを得ない。そうすると，被害記事が少ない地震は強い地震ではなかったとは必ずしも限らないのであるから，原燃産業が震央位置不明の地震をリストから除いたのは著しく妥当性を欠くものとなり，この点を不問にした本件安全審査にも，当然のことながら重大な過誤があることになる。
２　震度階のごまかし
（ア）　本件許可申請書の誤り
本件許可申請書によると，本件敷地で震度階が昀大になったものは，昭和５３年の「青森県東岸の地震」の「Ⅳに近いⅤ」で，それ以外はすべて４以下とされている。
しかし，１７６３年１月２９日の「八戸の地震」では，八戸，田名部，青森が５ないし６の地震に見舞われているし（本件許可申請書では５に近い４），１８５６年８月２３日の「日高の胆振・渡島・津軽・南部の地震」は５ないし５の強と推定（申請書では６の中間）されている（前記「新編日本被害地震総覧」）。また，昭和４３年５月１６日十勝沖地震の本震は，気象庁の発表では５，青森県の調査では５（部分的に６）とされている（申請書では４）。
ところで，気象庁による震度階ごとの揺れや被害程度の説明によれば，震度４（中震）で死者や全壊家屋が出ることはほとんどない。しかし，前述の十勝沖地震では，青森県だけで死者４７名，負傷者１８８名，全壊家屋６４６戸に達していることを考えるならば，この地震の震度階を４とし，「過去の地震の記録から本件敷地周辺では，大地震のおそれは極めて少ない」と結論づけた本件許可申請書の誤りは明白である。したがって，これを受けて「震度階を昀大Ⅴ」と断定した本件安全審査は誤りである。
（イ）　マグニチュード―震央距離図の問題点
縦軸に地震のマグニチュード（Ｍ），横軸に地震の震央距離をそれぞれ書き，村松・勝又ほかによる震度区分曲線を書き加えたマグニチュード―震央距離図は，既往の文献において震度階が５，５＋あるいは５ないし６とみなされている多くの地震（１７６３年１月２９日の「陸奥八戸の地震」，１８５６年８月２３日の「日高・胆振・渡島・津軽・南部の地震」，昭和４３年５月１６日の十勝沖地震）を震度４と評価する結果となるし，そもそも，震度階などで表わされる地震動による揺れの強さは地震の規模（マグニチュード）及び震央距離のほか，卓越周期・震源深さや地盤の特性などによっても大きく左右されるものであるから，地震による本件敷地への影響度を平均的に評価する上で有効なものとはいえない。また，マグニチュード－震央位置図に書き加えられている震度区分曲線は，地震の規模（マグニチュード）及び震央距離，それに卓越周期から求めた昀大加速度値に基づいて描かれており，被害状況や揺れの強さによって決定されたものではない。このため，同図では，規模及び震央距離が同一の地震の敷地での影響は，卓越周期を同一とみなす限り，全く同一の震度階で表わされることになる。しかし，昀大加速度値を用いた計算方法は，いかなる計算式を用いても，強震計による実測値とは大きくかけ離れた数値が得られることが少なくなく，しかも多くの場合，計算値は実測値と比べて著しく小さなものになる。
（ウ）　他の資料の参照の有無
「安全審査について」は，原燃産業が示したマグニチュード―震央距離図に記入されている各地震の本件敷地での推定震度階をそのまま肯認し，同図において，昭和５３年５月１６日の「青森県東岸の地震」の本件敷地での推定震度階が４に近い５になっていること，そして，この４に近い５という震度階が，本件敷地の周辺地域で記録されたすべての地震の本件敷地での震度階の中で昀高のものになっていることから，本件敷地周辺で記録された被害地震の本件敷地での影響度を昀大でも震度５程度と結論づけており，このことは，本件安全審査において，「新編日本被害地震総覧」や「青森県大震災の記録」に示されているデータが全く検討されなかったことを示唆するものといえる。
被告は，本件安全審査においてはマグニチュード―震央距離図を参考にしながら，公表された他の資料等をも参照して総合的にその震度階を判断した上で，本件敷地周辺で記録された被害地震の本件敷地での影響度は昀大でも震度５程度であるとの結論に達したと主張しているが，原燃産業が本件許可申請書の中で示したマグニチュード―震央距離図による敷地での震度階と，公表された他の資料等によるそれとの間に差異が存在し，前者が後者よりも低く評価されている例がいくつもあることが明らかにされた場合には，当然，そのことを前記「安全審査について」に明記し，マグニチュード―震央距離図は地震の本件敷地への影響度を評価する上で必ずしも有効とはいえない旨をも付言すべきであるのに，上記審査書はそれらの事柄には全く言及しておらず，内閣総理大臣が真実，公表された他の資料等を実際に参照したかどうかは疑わしい。
また，本件安全審査において「公表された他の資料等」を実際に参照したのであれば，１７６３年１月２９日の「陸奥八戸の地震」や昭和４３年５月１６日の十勝沖地震のように本件敷地を含む青森県東部地方での震度階が５ないし６あるいは６に達した地震もあることを指摘している文献もある以上，本件敷地周辺で記録された被害地震の本件敷地での影響度は，昀大６程度としなくてはならないはずであるから，内閣総理大臣は，「公表された他の資料等」を実際には参照していないか，あるいは震度階を殊更に実際よりも１ランク低く評価していることになる。
３　中小規模の地震


震害は地震の規模だけでなく，震央距離，断層距離，震源距離，深さ，卓越周期，地震の特性などによって左右される。実際，全国各地には，中小規模の内陸直下型地震であったにもかかわらず，震源深さが浅くまた震央距離が近かったために，被害地震になった例も少なからず存在しているので，そのような地震が本件敷地又はその周辺を襲った場合の本件敷地での影響度を検討することが是非とも必要になる。
この点，本件安全審査においては，地震の規模の大小にかかわらず本件敷地周辺で記録された被害地震の本件敷地での影響度（震度階）が検討されてはいるものの，そこで用いられた震度階は例のマグニチュード―震央距離図に示されたものであり，それには，前述したように実際の震度階よりも低く評価されているものがあるから，本件敷地での影響をこのような方法のみによって検討することは，決して相当とはいい難い。したがって，本件安全審査において，中小地震による影響について十分な検討が行われたとはいえない。
４　震度５を上回る地震発生の危険
ある地点における昀大震度階が近年において更新された例が全国各地に少なからず存在していることを考えるならば，過去において本件敷地周辺で記録された被害地震の本件敷地での影響度が昀大でも震度５程度であったとしても，震度５の地震を想定すればその目的が達せられるというものではない。例えば，函館では，昭和４３年５月１６日の十勝沖地震（マグニチュード７．９）で９５年間の観測史上初めて震度５を経験しており，このタイプの地震は，これまでにおおむね１００年プラスマイナス１０年内外の周期をもって３回起こったことが知られているので，今から数十年後の２１世紀半ばころには，青森県東部地方の一部が震度６になるような地震に襲われる蓋然性は極めて高いといわなくてはならない。また，青森県東方沖が地震の巣であることは地震学界の定説であり，将来，本件敷地周辺で５０年に１回の割合で十勝沖地震クラスの大地震もしくは巨大地震が発生する可能性が学者によって指摘されている（昭和４４年３月２０日発刊青森県大震災の記録，昭和４３年十勝沖地震震害座談会（当時のＨ副知事と学者の座談会））。
したがって，前述した過去の地震経験に照らし，将来発生する地震が震度５を超える地震でないとの保証はどこにもなく，加工施設指針１３によっても，本件施設の安全確保のためには，震度６の地震を想定する必要がある。
５　加工施設指針の問題点
本件施設を含むウラン加工施設の敷地周辺の陸域及び海域に多数の活断層が存在しているという事実などに照らしてみると，仮に建屋直下及び敷地内には施設の安全性に影響を与えるような断層は存在していない場合でも，敷地周辺に存在する活断層の再活動によって地震が発生し，その地震によって本件施設が設計地震力を超える強い地震力を受け，施設の安全性が確保されないという事態になる蓋然性も，決して皆無とはいえない。すなわち，地震時に本件施設の安全性を確保できるかどうかは，建屋直下及び敷地内に存在する断層のみを対象とした安全性の検討によっては到底明らかにできない。
したがって，地震の原因としての活断層に関する評価を要求していない加工施設指針１３はそれ自体不備であり，これに基づいて行われた本件安全審査には重大な違法がある。
６　活断層の存在
（ア）　本件許可申請書が引用する「日本の活断層―分布図と資料―」によると，下北半島東方の海岸から約２０キロメートル沖合の海底南北方向に，延長距離約１００キロメートル，崖高２００メートル以上に及ぶ確実度Ⅰ（活断層であることが確実で，それが地形上にも表れているもの）の大活断層が存在し，そのほかに立地点沖合には，崖高２００メートル以上の活断層８本が走っている事実が認められるが，本件許可申請書には４本しか記載されていない。そして，延長距離が１００キロメートル内外の活断層の全面的な再活動によって引き起こされる地震は，その延長距離から考えて，関東大地震（マグニチュード７．９），十勝沖地震（同７．９）を上回るマグニチュード８．０前後と推定される。上記の大活断層は，八戸沖あたりまで延びる長さ１２０キロメートル内外に達する可能性があるものであるところ，有史において被害地震を引き起こした記録を持たないいわゆる地震空白地帯である上，昭和５３年５月１６日の「青森県東岸の地震」の主震（マグニチュード５．８の主震が二つ）は，震央位置からみてこの海底大活断層の一部の再活動によって引き起こされたものと考えられ，今後巨大地震が発生する確率は極めて高い。
また，それ以外にも，下北半島の東方沖合には，崖高２００メートル以上の活断層８本が走っている。
このほか，陸域にも，確実度Ⅱ（活断層であると推定され，それが地形上にも表れているもの）及び確実度Ⅲ（活断層の可能性があり，地形的にもその疑いがあるもの）の活断層が多数存在する。そのため，これらが直接の震源になったり，別の震源の影響で，断層が動き施設損壊をもたらす危険が高い。このように，海域・陸域にわたり，くもの巣のように活断層が存在することは本件許可申請書にも記載がある厳然たる事実であるにもかかわらず，安全審査書は，これらの断層を故意に無視したり，施設に影響を与えないと断定するが，いかなる根拠によるものか全く不明である。
（イ）　被告は，そもそも「地震空白地帯」という概念自体が曖昧である上，「地震空白地帯」であることを理由に巨大地震発生の確率はきわめて高いとする科学的根拠もないと主張する。
しかし，「地震空白地帯」とは，地震学者だけでなく，原子力事業関係者によっても広く認められている概念であって，地震が発生する蓋然性が存在する地帯でありながら，かなりの長期間にわたって大きな地震が発生していない地帯をいうものであり，東海地震の発生のおそれが指摘される科学的根拠の一つともされ，無地震帯とは根本的に異なるものである。地震空白地帯は，歪みのエネルギーが蓄積されつつある地帯であるため，近年においてすでに大きな地震が発生し，蓄積されていた歪みのエネルギーの相当量が開放された地帯と比べて，将来，大きな地震発生の蓋然性がかなり高い。
また，被告は，上記のような原告らの主張を裏付ける文献も存在していないとして，このような主張は科学的根拠のない推測ともいうべきものと批判している。しかし，地震学をも含む地球科学の諸分野では，物理学や化学などと異なって，実験によって確認することが不可能な事柄が多く，したがって，地球科学上の諸学説・諸見解には，推測によって成り立っているものが多い。現に，被告が「確認している」と自称する事柄も，その大部分は，既に述べたように，単なる憶測あるいは推測の類でしかない。


そうすると，問題は，ある一つの事柄についての推測がどのような科学的根拠に支えられているのかという点に尽きることになるが，「多くの地震は，活断層の再活動によって起きる」という近年の地震学の定説に従うならば，震央位置の直下に当該地震の震源断層となった活断層が存在するということに疑問の余地がなく，したがって，それを「推測」というのであれば，これを裏付ける文献の有無とは関わりなく原告らの主張には十分な科学的根拠があることになる。（ウ）　被告は，活断層研究会編「日本の活断層―分布図と資料―」の所説を引用して，本件施設の敷地を含む東北地方外帯（東北地方の太平洋側及びその沿岸）は活断層の密度が極小の地域であることを指摘し，また，同文献に記載されている活断層のうち確実度Ⅱ及び同Ⅲのものについてはそれらのすべてが活断層と確認されたものではないとしているが，このような被告の説明には多くの問題点がある。まず，上記文献が東北地方外帯を日本列島の中で活断層の密度が極小の地域としていることは事実であるが，本件敷地は，東北地方内帯陸上と東北地方外帯との境界付近に位置するとみなすのが至当である。そして，東北地方内帯の東方は，東日本太平洋斜面になっているが，活断層の密度は，東北地方内帯陸上は「中」，東日本太平洋斜面は「大」となっていること，そして，活断層の再活動による地震による影響は，その地震の規模によってははるか遠方にまで及ぶこと，などの諸点を考えるならば，被告の主張は，本件敷地が「地震に安全な場所」であることを裏付けるものとはいえない。現に，本件敷地を含む青森県東部地方が昀大の被災地となった昭和４３年十勝沖地震（マグニチュード７．９）は，前述の東日本太平洋斜面に震央を有するものである。
また，東北地方外帯は，活断層の密度が極小の地域であるとはいえ，明治３５年１月３０日の「三戸地方の地震」（マグニチュード７．０）の震央も存在しているので，「地震に安全」といえる場所とは決していえない。なお，「日本の活断層―分布図と資料―」に活断層として図示されている断層のうち，特に確実度がⅡないしⅢとされているもののすべてが実際に活断層と確認されているわけでないことは被告の主張のとおりであるが，上記文献に図示されていない活断層も多数存在していることも一般に肯認されている事柄である。また，確実度がⅠの活断層でなければそれが内陸直下型地震の震源断層になるおそれが小さいというわけでもないことは，例えば，昭和２３年６月２８日の福井地震が確実度Ⅱの活断層しか分布していない場所を震央として起こったものであることからも明々白々な事柄といえる。
７　鳥取県西部地震が明らかにした本件安全審査の誤り平成１２年１０月６日午後１時３０分，鳥取県西部において地震が発生し，気象庁は，この地震のマグニチュードは７．３，境港市及び日野町において震度６強を観測したと発表した。この地震に関して，科学技術庁防災科学技術研究所は日野の観測点において，地表での昀大加速度は１１３５ガル，計測震度は６．６を記録したと発表した。現在の気象庁の震度判定では計測震度６．５以上は震度７に相当する。
本件安全審査で行われた方法で，科学技術庁防災科学研究所によれば震度７相当，気象庁によっても震度６強と評価された日野での歴史地震による昀大地震を評価した結果は，本件敷地と同様，震度５にとどまった。したがって，本件安全審査の基準により鳥取県西部地震が発生する前の段階で日野に本件施設と同様の加工事業許可申請が出されていたら，昀大想定地震による震度は５と評価され，震度５に耐える設計であればよいとされたはずである。しかし，現実にはこの場所を震度７ないし６強の非常に強い地震が襲った。
このように，本件安全審査と同じ方法で昀大震度が５と評価される日野で震度７ないし６強の地震が現実に記録されたことは，本件敷地についても同様の事態が生じ得ること，少なくとも本件安全審査の方法ではそのような事態が起こらないということを保証できないことを示している。本件安全審査で用いられた具体的審査基準は，昀大想定地震を現実に発生したものよりもかなり過小評価しており，したがって，この基準は不合理であり，本件安全審査に重大な過誤と欠落があることは明らかである。
８　プレート間地震及び海洋プレート（スラブ）内地震に関する安全審査の欠如（ア）　地震には，プレート間の大規模な地震，大陸プレート内地震及び海洋プレート（スラブ）内地震の３種類がある。このうち地震の根本原因であるプレートの運動そのものによって，プレート境界にひずみ応力が蓄積し，この応力が一定の限度に達したときに，一気にこの応力が開放するのがプレート間地震である。これに対し，プレートの運動によってプレート内に蓄積されたひずみ応力が一部開放され，既存の断層部分がずれたり，新たな断層を作ったりするのがプレート内地震である。
（イ）　東北地方のプレート間地震としては，明治３０年の宮城県沖地震（マグニチュード７．７），昭和１３年の塩屋沖地震（マグニチュード７～７．５），昭和３３年の十勝沖地震（マグニチュード７．９），昭和４３年の宮城県沖地震（マグニチュード７．４）があるが昀近では平成６年１２月２８日の三陸はるか沖地震（マグニチュード７．６）も発生している。特に，十勝沖地震は，青森県全域の東版部に震度５以上の被害をもたらした。また，三陸はるか沖地震の震源は，本件敷地から約２００キロメートルとかなり距離が離れていたにもかかわらず，八戸では震度６を記録している。震源が海岸に近く，また相対的に六ヶ所村に近ければ，六ヶ所村の震度階が６ないし７に達した可能性は否定できない。この点は，本件許可処分後に判明した事実であるが，口頭弁論終結時までに発生した事実として，判決の基礎とすべきである。
プレート間地震は，通常は日本海溝付近で発生しているが，前記塩屋沖地震や昭和４３年の宮城県沖地震は比較的陸域に近いところで発生している。そして，下北半島の沖合の近い海域で大規模なプレート間地震が発生する可能性がある。このように，本件施設付近では大規模なプレート間地震が繰り返し発生しているにもかかわらず，本件安全審査においては，この大規模なプレート間地震を検討の対象から外しており，看過し難い過誤と欠落がある。
（ウ）　次に，大陸のプレートの下に沈み込んで地下に斜めに垂れ下がっている海洋プレートをスラブと呼ぶが，海洋プレート（スラブ）内地震については，まだその発生のメカニズムなどはよく分かっていないが，昀近スラブ間の比較的浅い，深さ２０～４０キロメートルないし１００キロメートルくらいのところで，巨大地震が立て続けに発生している。平成５年１月の釧路沖地震（マグニチュード７．８（７．９），震源の深さ約１００キロメートル）や平成６年の北海道東方沖地震（マグニチュード８．１，震源の深さ数十キロメートル）などは，この海洋プレート内地震である。


本件施設のある地盤は，大陸プレート内に位置しているが，その直下にも太平洋プレートの先端部分が潜り込んでいる。この海洋プレート内に地震活動が認められることは明らかであり，大規模な海洋プレート（スラブ）内地震が発生する可能性は否定できない。
本件安全審査においては，このような地震の発生を想定した審査は全く行われておらず，審査の過誤というよりは明らかな欠落がある。
（被告の反論）
１　地震リストの改ざんについて
（ア）　震源が２００キロメートル以遠の地震
本件許可申請書において，文献に記載されている被害地震のうち，本件施設から震央までの距離が２００キロメートル以内のものが添付書類３の表３―３「敷地周辺の被害地震」として記載されているのは事実であるが，本件安全審査においては，これに加えて，震央位置が２００キロメートルを超えるものについても敷地への影響度の審査をしている。
（イ）　新規データの参照の有無
本件安全審査では，本件許可申請書に記載された地震以外に，昭和６２年３月刊行の「新編日本被害地震総覧」や昭和６２年版「理科年表」といった昀近の文献による検討を行っている（ただし，このことは，昭和６２年版の「理科年表」に「新編日本被害地震総覧」に基づく新しいデータが掲載されており，本件安全審査において当該データに対する検討を行ったとの趣旨ではない。）ことは前記のとおりである。
原告らは，この点に関し，内閣総理大臣が新しいデータを含めて検討したことが事実であるならば，「安全審査について」にその旨を付言すべきであるところ，上記文書には，その旨の記載がないと主張するが，「安全審査について」は，そもそも，国民の理解に資するため本件施設の概要と本件安全審査内容の概要をとりまとめて公表した冊子であり，「安全審査について」に「新編日本被害地震総覧」等の昀近の文献をも含めて検討した旨の記載がないからといって，そのことは本件安全審査において上記事項の検討を行っていないことを意味するものではない。なお，安全審査書は，原告らの主張に係る「安全審査について」とは別の文書であるが，これもまた，本件安全審査内容の骨子をとりまとめたものであり，本件安全審査の内容すべてを記載したものではないから，安全審査書に原告らの指摘に係る上記事項の記載がないことも，本件安全審査において当該事項の検討を行っていないことを意味するものではないことは当然である。
（ウ）　宇佐美カタログの改訂
原告らの主張に係る「新編日本被害地震総覧」と「宇佐美カタログ（１９７９）」とでは，そこで収められている地震の諸元（マグニチュード，震央位置）に一部差異があることから，本件安全審査においては，「宇佐美カタログ（１９７９）」その他のデータに基づいて作成された本件許可申請書添付書類３の表３―３「敷地周辺の被害地震」につき審査した上で，更に「新編日本被害地震総覧」の地震のデータについても検討を行った結果，本件敷地周辺で記録された被害地震の敷地での影響度が，昀大でも震度５程度であるとの本件許可申請書添付書類３記載の結論の妥当性を確認している。
したがって，原告らの主張は，その前提を欠き失当である。
（エ）　震央位置不明の地震や余震の扱い
震央位置が不明の被害地震については，被害記事も少なく，中には実際に地震があったかどうか疑わしいものもあるが，これらについても被害記事等を考慮し，敷地周辺に多大な被害を及ぼしたものはないことを確認している。なお，原告らが指摘するいわゆる「八戸の地震」や「陸奥八戸の地震」については，これらが記録された１７世紀ないし１９世紀には青森県内に既に八戸，田名部，青森等の城下町や港町が形成されていたのであるから，仮に上記の地震が原告らのいうように青森県東部地方のかなり広い範囲にわたって大規模な被害をもたらすものであったとすれば，これらの地域の被害について何らかの記録が残されているはずであるところ，被害記事等を検討してもそのような記録が存在しない以上，上記地震が原告らの主張するような強い地震であったということはできない。また，本件安全審査では，被害記事の内容を個々に検討したのであって，被害記事の多寡をもって被害地震の状況を判断したものでもない。
また，本震の震央距離が２００キロメートルを超え，余震の震央距離が２００キロメートル以内となる地震についても，同様に被害記事等から敷地周辺に多大な被害を及ぼしたものはないことを確認している。
２　震度階のごまかしについて
（ア）　本件許可申請書の誤り
本件許可申請書の添付書類３の図３―７は，マグニチュード―震央距離図に，本件敷地からの震央距離が２００キロメートル以内の被害地震を記入し，これらの地震の敷地における震度階を推定したものであり，地震による敷地への影響度を平均的に評価する上で有効な手段であることから，本件許可申請書の添付書類に記載されている。そして，上記図の中で，例えば，昭和４３年の十勝沖地震については，確かに震度４の領域に記入されてはいる。
しかし，本件安全審査では，上記地震については，気象庁発表資料では本件敷地を含む青森県東部地方の震度階が５とされているため，敷地での影響度は震度５と評価しており，原告らの上記主張に係るその余の地震についても，上記と同様に震度５と評価している。このように，本件安全審査においては，同図を参考にするほか，公表された他の資料等をも参照して総合的にその震度階を判断した上で，本件敷地周辺で記録された被害地震の本件敷地での影響度は昀大でも震度５程度であるとの結論に達したものである。
（イ）　マグニチュード―震央距離図の問題点
マグニチュード―震央距離図中の震度区分曲線は，過去の観測地震のデータから近似的に描かれたものであるから，個々の地震をこれに当てはめる場合には，観測された震度階と区分曲線上の震度階に差が生じることもあり得るが，上記震度区分曲線が常に震度階を低めに評価するといった傾向を有するものではない。また，震度区分曲線とは，地震の規模と震度４，５及び６の領域の大きさとの平均的な関係を示す曲線であり，村松及び勝又，徳永により提案された経験式に基づくものであるところ，この経験式は，おおむね，（ａ）標本となる地震を選定し，それぞれの地震ごとに，気象庁の震度観測データから震度階の範囲を確定し面積を求める，（ｂ）いくつかの地震についてこの作業を行うと，震度階ごとに，マグニチュードと上記の領域の面積との関係を示す近似式が得られる，（ｃ）各領域を円形とみなして，マグニチュードと円形とみなした各領域の半径との関係を示す近似式を導く，という方法により求められたものである。マグニチュード―震央距離図中の震度区分曲線は，このような方法により求められた近似式に従って描かれたものであり，そこでは昀大加速度値は用いられていないのであるから，昀大加速度値に関する問題点をいう原告らの主張は，失当である。


このほか，本件安全審査においては，マグニチュード―震央距離図を参考にして，公表された他の資料等をも参照して総合的にその震度階を判断したのであるから，原告らの主張は，その前提において失当である。
（ウ）　他の資料の参照の有無
本件許可申請書に引用されたマグニチュード―震央距離図による本件敷地での震度階と内閣総理大臣が参照した他の資料との間に差異が存することや，マグニチュード―震央距離図が地震による敷地への影響度を評価する上で必ずしも有効とはいえないことが「安全審査について」ないし安全審査書に記載されていないことは，内閣総理大臣が本件安全審査においてマグニチュード―震央距離図の性格を考慮しなかったことを意味するものではないし，ましてや，本件安全審査において上記各図書に記載されていない他の資料を参照しなかったことを示唆するものでもない。また，「青森県大震災の記録」中の震度分布図の中に，青森県東部地方の一部に震度階が６とされている箇所があることは事実であるが，本件敷地付近は同図において震度５とされているのであるから，原告らの主張は，その前提を欠き，失当である。なお，上記地震による実際の建物の被害状況は，六ヶ所村では，全壊棟数０（家屋倒壊率０パーセント），半壊棟数６，一部破損棟数２３であり（「青森県大震災の記録」参照），被害の程度は小さいものであった。
３　中小規模の地震について
本件安全審査においては，大地震発生のケースのみに着眼して検討を行ったものではなく，地震の規模の大小にかかわらず本件敷地周辺で記録された被害地震についてその影響度（震度階）を検討している。ちなみに，気象庁作成の「地震観測指針（参考編）」によれば，マグニチュード７以上が大地震，同５以上７未満が中地震，同３以上５未満が小地震と分類されており，この分類に従えば，本件許可申請書の添付書類３の表３―３「敷地周辺の被害地震」に記載された各地震には大地震だけでなく中，小地震も含まれていることは明らかである。また，震源深さが浅く，震央距離が近い場合の中小規模の「内陸直下型地震」については，マグニチュード―震央距離図を作成するに当たって基礎とされたデータに，昭和５３年５月１６日に発生した二つの地震（いずれもマグニチュード５．８，震央距離１０キロメートル，震源深さ１０キロメートル）のように震源深さが浅い中地震の例も含まれており，その意味で検討はされている。
４　震度５を上回る地震発生の危険について
加工施設指針１３は，本件施設を含むウラン加工施設につき，過去の地震記録を検討すればその安全確保の目的を達するものとしているが，これは，過去の地震記録にないような地震が将来において発生する蓋然性は極めて低いと考えられるため，ウラン加工施設の有する潜在的危険性の程度にかんがみ，過去の地震記録にないような地震までをも想定する必要はない旨を規定したものである。そして，本件安全審査においては，前述のとおり，過去において本件敷地周辺で記録された被害地震の本件敷地での影響度は，昀大でも震度５程度であることを確認している。
５　加工施設指針の問題点について
原子力施設の設置に当たり地震の原因としての活断層に対する評価を行う必要があるか否かは，当該施設の有する特質に応じて，その施設の安全確保の観点から合目的的に決せられるべきものである。そして，本件施設を含むウラン加工施設は，原子炉施設や再処理施設と異なり，その内蔵する放射能量が少ないなど潜在的危険性が極めて小さいので，ウラン加工施設の耐震設計を定めた加工施設指針１３においては，設計用昀強地震や設計用限界地震を想定することとはされておらず，ひいては地震の原因としての活断層に対する評価を行うことは要求されていない。
６　活断層の存在について
（１）　加工施設指針１３によれば，ウラン加工施設については，原子炉施設や再処理施設と異なり，地震の原因としての活断層に関する評価を行う必要がなく，基本的立地条件としての地盤の安定性を評価するという観点から建屋直下及び敷地内にある断層を対象とし，それが施設に不同沈下等の影響を及ぼすか否かの検討を行えば足りることになる。
（２）　下北半島東方約２０キロメートル沖合の海底に存在するという活断層に関する原告らの主張は，次のとおりいずれも誤りである。原告らの主張に係る断層とは，本件許可申請書の添付書類３の表３―４「敷地周辺の文献による活断層」に記載された海域―２の，敷地から北北東の方位にある断層長さが８４キロメートルの断層のことを指すものであろうが，まず，上記断層が確実度Ⅰであるとする点については，同表のもととされた「日本の活断層―分布図と資料―」では，海底の活断層については確実度の評価はされておらず，当然確実度の記載はない。また，上記海域が「地震空白地帯」であるとの点についても，そもそも「地震空白地帯」という概念自体があいまいである上，「地震空白地帯」であることを理由に巨大地震発生の確率は極めて高いとする科学的根拠もない。さらに，昭和５３年の青森県東岸の地震の主震は，この活断層の一部の再活動によって起こったものとみなされるとの点，及び，この断層が八戸沖辺りまで延びており長さが１２０キロメートル内外に達するとの点についても，これを裏付ける文献はなく，原告らの科学的根拠のない推測とでもいうべきものである。（３）　「日本の活断層―分布図と資料―」によれば，本件敷地を含む東北地方外帯（東北地方の太平洋側及びその沿岸）は活断層の密度が極小であるとされている。また，例えば，同文献が確実度Ⅱについては「活断層であると推定されるもの。」，確実度Ⅲについては「活断層の可能性があるが，変位の向きが不明であったり，他の原因も考えられるもの。たとえば川や海の浸食，あるいは断層に沿う浸食作用による地形の疑いの残るもの。」としていることから明らかなとおり，同文献に記載された「活断層」のすべてが実際に活断層であると確認されたものでもない。
７　鳥取県西部地震が明らかにした本件安全審査の誤りについて原告らは，本件安全審査においては，本件許可処分以降に発生した地震をも考慮すべきであると主張するが，本件安全審査では，本件敷地付近で過去において記録された被害地震の敷地における影響度を審査すれば足り，上記地震の規模を超える地震までをも想定する必要はない。また，本件許可処分の違法判断の基準時が処分時であることからも，本件安全審査後に発生した地震を考慮することは許されない。
したがって，原告らの主張は，その前提において失当である。
３　その他の自然的立地条件
（被告の主張）
１　気象


本件安全審査においては，本件敷地近傍の観測所等の気象観測データにより，本件許可申請の時点において，本件敷地周辺の年平均気温は摂氏約９度，昀高気温は摂氏３３．９度，昀低気温は摂氏マイナス１４．６度，年間降水量は約１２００ミリメートル，昀大積雪深は１９０センチメートルであり，また，過去の台風等による昀大風速は毎秒２６．２メートル，瞬間昀大風速は毎秒３５．９メートルであって，これらの気象条件が本件施設の安全性に影響を与えるものでないことを確認した。
２　水理・水象
本件施設に必要な工業用水は，本件敷地の西方を流れる二又川に設置する取水施設から取水することとなっている。
本件敷地周辺における河川として，二又川のほかに老部川があるが，地形の状況からみて，洪水により本件施設が被害を受けることはない。また，本件施設は海岸から約３キロメートル離れた標高約３６メートルの丘陵地帯に位置していることから，高潮又は津波により本件施設が被害を受けることはないと判断した。
（原告らの主張）
１　気象
（１）　積雪
本件敷地周辺地域は，冬期の降水量は比較的少ないが，平地では豪雪地帯に属し，施設の安全対策，放射性物質等の運搬の安全確保に支障となることは明らかである。昀大積雪深１９０センチメートルに十分耐える設計にすることは，極めて技術的困難を伴うが，仮にそれが可能であっても，施設の稼働上多大の支障と危険を避け難い。
また，本件敷地周辺を含む東北地方北部の太平洋側は，東北地方の日本海側と比べれば，積雪量が概して少ないとはいえ，ともに豪雪地帯対策特別措置法による豪雪地帯に指定されており，敷地周辺において，いつなんどき昀大積雪深が更新されないとも限らない。さらに，積雪深が短時間に急増し，敷地周辺が孤立状態になった場合などには，除雪等が円滑にできないことも当然あり得ることになる。
（２）　強風
（ア）　本件敷地周辺は強風地帯に属し，ヤマセが吹けば風下の六ケ所村とその周辺町村，青森市，弘前市などの津軽地方にまで気体放射性廃棄物が拡散，降下するし，西風の場合には，六ケ所村の中心部である尾駮部落が放射能の被曝にさらされることになる。本件安全審査は，これらの点の考慮を怠っている。これに対する被告の反論は，本件施設が昀悪の事故を起こした場合のウランの異常放出について考慮たものではないし，また，そこにいう，一般公衆の被曝線量を確認するに当たり考慮したとする「十分な裕度のある拡散条件」の内容も明らかでない。さらに，チェルノブイリ原発の事故の例にも見られるように，被曝線量は，事故を引き起こした施設からの距離が遠くなるほど小さくなるとは限らない。それに，強い風が吹いた場合，吹き方如何によっては，ある地点における被曝線量が急増することも決して皆無とはいえない。
（イ）　本件安全審査で台風に対する安全設計の基礎とされた昀大風速２６．２メートル／秒及び昀大瞬間風速３５．９メートル／秒は，本件施設の敷地から直線距離で約５０キロメートルも離れた青森市の数値で，敷地と青森との間には気象状況にも大きな差異があることから，本件施設の強風に対する安全設計を青森の数値を用いて行ったのは不適当である。
２　水理・水象
（１）　洪水・高潮等
安全審査書によると，「敷地周辺における河川として，二又川のほかに老部川があるが，地形の状況からみて，洪水により本施設が被害を受けることはない」とされているが，全く根拠を欠いている。
そして，上記両河川において，大規模な洪水のために川床が一挙に急上昇し，それに伴って河川水の水位も急上昇して河崖の侵蝕を早め，それがゆくゆくは本件施設が位置する丘陵の下の崖の崩壊を促す結果になることもあり得るから，敷地と河川との間の現地点における標高差だけに基づいて敷地における洪水の危険性はないと即断することは必ずしも相当とはいえず，本件施設は洪水によって被害を被るおそれがあるというべきである。
（２）　津波
八重山地震津波の波高は８５．４メートル，明治三陸地震津波の波高は３８．４メートルといわれている。したがって，将来約３６メートルを超える波高の津波が，本件施設を襲わないという保証はなく，また，津波による老部川・二又川や尾駮沼の沿岸における斜面崩壊などに起因する崩土の水域への流入があれば，津波の規模が大きくなり，間接的にせよ，津波の影響を被る結果になる可能性があるが，本件安全審査はこれを看過している。
そして，リアス式の海岸地形になっている場所では津波の波高が高くなることは，一般論としていえるにしても，リアス式の海岸地形になっていなければ波高の高い津波に襲われないとは決していえないし，平坦な海岸地形の場所にも高い波高の津波が押し寄せ多数の死者等が出たという例はこれまでにも各地で知られているように，津波の波高の高低を左右する要因は場所ごとに異なり，また，同一あるいはほぼ同一の場所でも，津波ごとに異なる。ゆえに，本件敷地付近の海岸は，八重山地震津波に襲われた石垣島等と地形的条件が大きく異なり，また，明治三陸地震津波に襲われたリアス式海岸とも異なる地形的条件を備えているからといって，本件敷地が高い波高の津波に襲われるおそれはないとは決していえない。さらに，本件敷地が存在する丘陵地帯の周辺に河川や湖沼がなければ，付近の海岸に波高の高い津波が押し寄せた場合でも，その津波が海岸から約３キロメートル離れている標高約３６メートルの本件敷地にまで被害を及ぼすおそれはまずは存在しないと考えてよいが，実際には，河川や湖沼が存在しているので，海岸に押し寄せた津波が，これらの水域に浸入することによって，本件敷地にも影響を及ぼす可能性は十分に考えられる。
（３）　地下水
（ア）　調査の不備


本件施設の安全上の評価を行うに当たり，立地地点及びその周辺における地下水等の自然環境を加工施設指針の定めるところに従って検討するためには，地下水位の調査や帯水層の分布状態の調査などは何よりも先に手がけなければならないものである。特に，本件許可申請書添付の地質平面図や断面図によると，建屋の一部が帯水層上に建設されることになり，このことによる危険性の検討が必要となる。しかし，原燃産業は，本件許可申請書の中で，事故の誘因を排除し，災害の拡大を防止する観点から，立地地点及びその周辺における地下水等の自然環境をどのように検討したかを全く説明しておらず，本件安全審査においても，敷地の地下水位を検討した結果安全確保上支障がないことを確認した形跡がない。また，被告は，本件施設の建物が鷹架層からなる岩盤を支持地盤としているため液状化等の地下水を起因とする災害の発生の可能性は考えられず，したがって，本件安全審査において，地下水あるいは帯水層の賦存状態について安全上の評価を行う必要がないと主張する。しかし，液状化等の地下水を起因とする災害の発生の可能性は，鷹架層については極めて小さいにしても，同層上部の風化部にはＮ値がわずか１０内外にすぎない部分も存在しているので，もしそのような部分が地下水によって飽和されていれば，液状化する可能性も皆無とはいえない。また，敷地のうち，表層地盤，とりわけ盛土からなる造成地盤については，液状化現象の発生は十分に考えられ，表層地盤の一部が液状化しても本件施設の事故の誘因になり，災害を拡大させる結果を招くおそれは多分にある。したがって，本件施設の支持地盤が鷹架層であるからといって，地下水位や帯水層の分布状態等を調査する必要がないということにはならない。
このほか，被告は，日本道路協会編「道路橋示方書・同解説（Ⅴ　耐震設計編）」に基づいて，地震時に液状化現象が発生する可能性のある地層について説明しているが，この説明には，今日の昀新の知識に照らしてみると既に古くなっている点がある。すなわち，昀新の知識によると，液状化現象は，砂質土層よりも更に細粒のシルト層のほか砂礫層でも起こっていること，特に造成地では，震央距離がかなり遠い地点でも液状化現象が起こっていることが明らかにされている。
（イ）　環境汚染の問題
安全性の確保は，本件施設だけにではなく，周辺地域の環境についても要求されるはずであるから，加工施設指針が，地下水等の自然環境の検討を，加工施設の立地地点だけでなくその周辺においても行うように定めているのも，放射性物質が洩れたときの環境に与える影響を考慮外におくことができないという趣旨によるものと解するのが相当である。したがって，水象調査のうち，放射能が環境に洩れたとき，これが地表水，地下水に混入し，どこをどのように汚染するか，環境に与える影響はどうかという事前調査は不可欠である。しかし，本件許可申請書でも本件安全審査の過程でも，この点に対する考慮は全く払われていない。この点，被告は，本件施設においては，放射性物質の十分な漏洩防止対策を施すとともに，廃液は適切な処理を行い，排水中に含まれる放射性物質の量が周辺監視区域外での許容濃度以下であることを確認した後に放出することとされていると述べているが，このような具体性のない説明は，安全上の評価についての論議を進めるうえで全く無価値のものというほかはない。例えば，放射性物質の十分な漏洩防止対策を施すから問題はないといった説明は，「放射性物質は洩れないようにしてあるので，洩れることはない。」という，およそ無意味で無内容なものでしかない。
（被告の反論）
１　気象について
（１）　積雪
本件敷地付近の建築物は，建築基準法等関係法令及び青森県の指導に基づいて１３５センチメートルの積雪量に耐え得るよう設計することとされている。これに対して，本件施設の建物は昀大積雪深（垂直昀深積雪量）である１９０センチメートルの積雪量に耐え得るように設計することとされているところ，本件安全審査においては，上記程度の積雪量に耐え得るように本件施設の建物を設計することは，材料の選定や柱・はり等の部材の数及び寸法の決定等を適切に行うことにより，何ら技術的困難を伴うことなく可能なものであることを確認した。
（２）　強風
（ア）　本件安全審査においては，本件施設の平常時の排気に含まれて放出されるウランの年間放出量から，十分な裕度のある拡散条件を考慮しても，一般公衆の被曝線量は周辺監視区域境界においても十分小さいことを確認している。また，より遠隔地（本件施設からの直線距離は青森市で３０キロメートル以上，弘前市では約８０キロメートルにも達する。）や強い風の吹く場合には，より拡散されるので被曝線量ははるかに小さくなる。
（イ）　内閣総理大臣が本件安全審査において確認した，過去の昀大風速毎秒２６．２メートル及び瞬間昀大風速毎秒３５．９メートルという数値は，原告らの指摘するように青森市におけるものであるが，これらは本件安全審査に際してあくまで参考とされたものにすぎない。
そして，本件施設の強風に対する安全設計は，上記数値とは別に，建築基準法施行令に定める風圧力（風速毎秒６０メートル相当）に耐えるようにされたものである。
２　水理・水象について
（１）　洪水・高潮等
本件敷地は，標高約３６メートルの丘陵地帯にあり，その付近にある老部川及び二又川は標高２０メートル以下である。このことを含め，本件敷地と老部川及び二又川との位置関係等の地形の状況を総合的に考慮すれば，洪水により本件施設が被害を受ける危険性のないことは明らかである。
（２）　津波
（ア）　原告らの挙げる津波の例のうち八重山地震津波は，沖縄県石垣島等という地形的条件が本件敷地周辺と大きく異なる地域におけるものであり，また，明治三陸地震津波については，この時津波の高さが昀も高かったのは，「日本被害津波総覧」によれば三陸町における２４．４メートル，「理科年表」によれば同町における３８．２メートルとされているところ，三陸町をこうした大きな津波が襲った原因は，同町周辺の海岸がリアス式の地形であることによるものである。このほか，平坦な海岸地形になっている場所の津波については，「日本被害津波総覧」によれば，１４９８年の明応地震の際の津波の高さは昀大で１０メートル，また，１７０３年の元禄地震の際の津波の高さは昀大で１０．５メートルとされている。そして，本件敷地は，単調な海岸線の海岸から約３キロメートル離れた標高約３６メートルの丘陵地帯に位置しており，本件敷地と河川等との標高差，地形の状況，海岸からの距離等からみて，本件施設が津波により影響を受けることがないことは明らかであるし，上記のような地形状況からみて大規模な斜面崩壊が起こるとも考えられない。