固体廃棄物は，ウエス（ぼろ布），ゴム手袋等の可燃性の固体廃棄物及び器材，スラジ（汚泥）等の不燃性の固体廃棄物に区分し，ドラム缶等に収納してウラン濃縮廃棄物建屋に保管廃棄することとなっている。
ウラン濃縮廃棄物建屋の保管能力は約４７００本（２００リットルドラム缶換算）であり，固体廃棄物の年間発生予想量約７００本（２００リットルドラム缶換算）に対し，十分な保管廃棄能力を有する設計となっている。
（２）　貯蔵等に対する考慮
本件施設のウラン及び放射性廃棄物の貯蔵等に起因する被曝線量は，ウラン及び放射性廃棄物の昀大貯蔵量並びに工程中のウラン保有量を考慮し安全裕度を見込んだ計算を行った結果，昀も近い周辺監視区域境界外においても十分小さい値である。
（３）　平常時の公衆に対する被曝線量の評価の結果
本件安全審査における排気・排水中の放射性物質による周辺環境への影響評価の概略は，次のとおりである。
ア　排気による周辺環境への影響評価
本件許可申請における排気による周辺環境への影響評価については，本件施設のウランの年間放出量は，各工程ごとに，ウランの年間取扱い量，排気系への移行率，捕集効率等を勘案して算定した結果，合計で年間０．１８マイクロキュリーとされている。
排気中のウランによる一般公衆の被曝線量は，ウランの上記年間放出量０．１８マイクロキュリーに，評価対象地点における希釈率（相対濃度），呼吸率，線量換算係数を乗ずることによって求められるが，そもそも，上記計算を行うまでもなく，一般公衆の被曝線量は十分小さいとされている。
本件安全審査においては，本件許可申請に係る上記影響評価を妥当なものと判断した。
イ　排水による周辺環境への影響評価
本件施設においては，主工程からの放射性液体廃棄物の発生はなく，放射性物質を含む可能性のある廃水は，主に分析廃水，洗缶廃水，手洗い水等の付随的廃水で，昀大年間約８５０立方メートルであるが，これらの廃水は，管理廃水処理設備において必要に応じ凝集沈殿，ろ過等の処理が行われた後，放射性物質濃度が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濃度以下であることを確認した後に，他の一般排水とともに，排水口から事業所外へ放出することとされている。そこで，本件許可申請においては，排水中に含まれて放出されるウランの年間放出量は極めて少なく，改めて定量的な被曝評価を行うまでもなく，一般公衆の被曝線量が極めて小さくなるとされている。
本件安全審査においては，本件許可申請に係る上記影響評価を妥当なものと判断した。
ちなみに，被告の試算によると，排気及び排水中の放射性物質に起因する一般公衆の線量当量は，これを合計しても線量当量限度等を定める件所定の周辺監視区域外の線量当量限度である１年間につき１ミリシーベルトの１万分の１以下にすぎない。
ウ　ウラン貯蔵等による周辺環境への影響評価
ウラン貯蔵等に起因する一般公衆の被曝線量は，人の居住の可能性のある本件施設の敷地境界外において，十分な安全裕度のある条件を考慮しても十分低いものとなっている。
（４）　放射性物質の放出量等の監視
本件施設からの排気中の放射性物質濃度は，周辺監視区域外での許容濃度以下であることを排気用モニタにより連続的に監視することとなっており，排水中の放射性物質濃度は，排水の事業所外への放出に当たり，放射能測定装置により周辺監視区域外での許容濃度以下であることを確認することとなっている。本件施設の管理区域周辺には周辺監視区域を設定することとなっており，周辺監視区域内の空気中の放射性物質濃度及び外部放射線量を定期的に測定することとなっている。
また，本件施設外における環境モニタリングとして，外部放射線量及び土壌や陸水等に含まれる放射性物質濃度を定期的に測定することとなっている。
（５）　本件安全審査の結論
以上のとおり，本件施設の平常運転時における被曝線量低減対策に係る安全性は確保されるものと判断した。
（原告らの主張）
１　加工施設指針２の問題点
加工施設指針２は，「核燃料施設の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」とし，排気，排水中のウランによる被曝について絶対的な条件を定めていない上，「一般公衆の被曝線量が極めて小さくなることが明らかな場合には」被曝線量そのものの評価を要しないとして，被曝線量による安全規制を放棄している。さらに，加工施設指針は，いわゆる娘核種による被曝については何らの考慮も加えていない。このような指針によって，平常時被曝の危険性を防止することは不可能である。
２　加工施設指針７ないし９の問題点
加工施設指針７ないし９は，ウラン加工施設について，環境安全のために，放射性廃棄物の放出管理，貯蔵等に対する考慮及び放射線監視を要求している。しかし，ここで安全の指標とされる放射性物質の濃度，放射線量は，「実用可能な限り低くでき」れば足り，監視対策も「適切」なもので足りるものとされており，環境安全のために昀低限どのような目標が必要かという視点は皆無である。さらに，ここで安全管理の対象とされているのはウラン等に限られ，フッ化水素などの他の有害物質については全く考慮の対象とされていない。
３　平常運転時の一般公衆の被曝線量評価
本件許可申請書では，排気中のウランによる被曝線量については年間放出量がウラン量で０．１５グラム（０．１８マイクロキュリー）で一般公衆への被曝線量は十分小さいとし，排水中のウランによる被曝線量については，ウランの年間放出量又は年間平均濃度を明らかにすることもなく，一般公衆への被曝線量は極めて小さいとして，いずれにおいても一般公衆への被曝線量評価をしていない。すなわち，本件許可申請書においては，平常運転時，一般公衆が本件施設によってどの程度の被曝を受けるかについて全く明らかにされていない。また，放射性廃棄物の貯蔵等に起因する被曝線量についても，十分小さい値であるとのみ述べ，被曝線量の評価及びそれに対する対策には触れていない。
このような申請に基づき，漫然，一般公衆への被曝線量は十分低いことを確認したと報告する安全審査結果には，重大な違法性が存する。
４　環境安全上の問題点
（１）　本件許可申請書では，周辺環境管理については放射性物質濃度を定期的に測定するとのみ述べ，測定方法，測定結果に対する対処については触れていない。このような申請に基づき，漫然，適切な配慮があり安全性は確保されるとする安全審査結果には，重大な違法性が存する。


（２）　本件施設と低レベル放射性廃棄物貯蔵センターを合わせた３４０万平方メートルの敷地内には，ダストサンプラが１箇所，モニタリングポイントが１０箇所設定されているのみである。しかし，空気中のちりに付着した放射性物質の浮遊は必ずしも均質ではなく，風向き等の気象条件により分布に偏頗を生じるし，気流によっては監視区域を超えて遠方に浮遊することもあり得るから，たった１箇所のダストサンプラでは，空気中の放射性物質の浮遊データを正確に収集することはできない。
また，四つの核燃料サイクル施設が集中立地する本件施設立地区域においては，当該ダストサンプラやモニタリングポイントで捕捉された放射性物質の発生源を正確に区別することはできない。
さらに，このダストサンプラによって捕捉されるのは，フィルターに付着し捕集されるちりのみであって，気体状の放射性物質を計測することは不可能である。
（被告の反論）
１　加工施設指針２の問題点について
（１）　「絶対的な条件を定めていない」との主張
この主張は，そもそも加工施設指針についての誤った解釈を前提とするものである。
すなわち，加工事業者は，加工事業規則１条３号並びに７条の８第４号及び第７号により，周辺監視区域外の空気中及び水中の放射性物質の濃度が許容被曝線量等を定める件１０条１項所定の許容濃度を超えず，また，周辺監視区域外の許容被曝線量が上記告示２条所定の値，すなわち１年間につき０．５レムを超えないようにする法令上の義務を負っている。加工施設指針２は，上記法令が定める周辺監視区域外における上記許容被曝線量値を超えないことを当然の前提とした上で，これよりも更に一般公衆の許容被曝線量を実用可能な限り低くする対策を講ずることをウラン加工事業者に要求しているものである。このように，加工施設指針２は，法令上の許容被曝線量の値を前提とした上で定められたものであるから，原告らの主張は失当である。
（２）　「安全規制を放棄している」との主張
加工施設指針２が，排気中及び排水中のウランによる一般公衆の被曝について，ウランの年間放出量又は年間平均濃度からみて，十分な安全裕度のある拡散条件を考慮しても一般公衆の被曝線量が極めて小さくなることが明らかな場合には，被曝線量の評価は要しないものとするとしている理由は，そのような場合においては，改めて定量的な被曝評価を行うまでもなく，被曝評価の目的，すなわち「核燃料施設の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。」を確認するとの目的を既に達していることが明らかであるということによるものであって，このことには十分な合理性がある。
（３）　娘核種の考慮
上記に述べたように，加工施設指針２は，許容被曝線量等を定める件所定の許容被曝線量値を前提として，更に一般公衆の被曝線量を実用可能な限り低くすることを求めるものである。そして，この許容被曝線量等を定める件は，「周辺監視区域外の許容被曝線量は，１年間につき０．５レムとする」（２条）と定めており，特定の核種のみに限定することなく，０．５レムとの許容被曝線量値を超えないことを求めている。したがって，上記告示によれば，一般公衆の被曝線量評価において娘核種の考慮が必要な場合には，当然これも考慮した上で許容被曝線量値を下回ることを要するものであり，また，同告示においては，放射性物質の種類が明らかで，かつ，空気中又は水中にそれぞれ２種類以上の放射性物質がある場合にあっては，放射性物質が１種類である場合の許容濃度に対する各放射性物質の濃度の割合の和が１になるような濃度が，各放射性物質の許容濃度とされる（１０条１項，６条２号）として，一般公衆の被曝線量の計算に当たっては，放射性物質の種類をも考慮に入れることとしている。
このように，安全審査の基本的枠組みを提供することを目的に定められている加工施設指針は，加工事業規則及び許容被曝線量等を定める件を前提とし，ウランの娘核種の考慮が必要となる場合には，当然これをも考慮して一般公衆の被曝線量を実用可能な限り低くすることを求めるものであるから，原告らの主張は失当である。
２　加工施設指針７ないし９の問題点について
周辺監視区域外における一般公衆の被曝線量については，許容被曝線量等を定める件において定められているところ，加工施設指針７及び８では，上記告示の規定を踏まえ，一般公衆の被曝線量が上記告示で定める許容被曝線量を超えないことを当然の前提とした上で，更に実用可能な限り低くできるようになっていることを要求しているものである。また，放射線監視について定めた加工施設指針９の規定については，そもそも加工施設指針は安全審査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９においては，ウラン加工施設の放射線監視対策につき，放出口等及び周辺環境においてウランの濃度等の適切な監視対策が講じられているか否かを確認すべき旨定めているのであり，上記の点を確認することにより，ウラン加工施設の放射線監視対策に係る安全性確保の目的を達するものとされているのであるから，加工施設指針の上記規定は，安全審査の基本的枠組みとして十分な内容を具備している。
このほか，原告らは，加工施設指針７ないし９においては，安全管理の対象がウラン等に限られ，フッ化水素などの他の有害物質は全く考慮されていないと主張するが，フッ化水素は，原子力利用に限らず他の分野でも広く使用されている非放射性の物質であり，その影響の問題は原子力施設固有の問題ではないので，規制法に基づく本件安全審査の対象とならない。したがって，規制法１４条１項３号の要件適合性を審査するに当たり判断の基本的枠組みを提供することを目的とする加工施設指針においても，フッ化水素等の安全管理は，その対象とされていない。なお，本件施設においては，工程内で仮にフッ化水素が発生したとしても，捕集排気系のケミカルトラップ（アルミナ）で吸着，除去される設計とされている。
３　平常運転時の一般公衆の被曝線量評価について


加工施設指針２が，排気中及び排水中のウランによる一般公衆の被曝について，ウランの年間放出量又は年間平均濃度からみて，十分な安全裕度のある拡散条件を考慮しても一般公衆の被曝線量が極めて小さくなることが明らかな場合には被曝線量の評価は要しないものとするとしていることには前記のとおり十分な合理性があり，本件安全審査では，年間の放射性気体廃棄物中のウラン量及び放射性液体廃棄物の濃度を考慮して，被曝線量の評価は要しないと判断したのである。また，ウラン及び放射性廃棄物の貯蔵等に起因する被曝線量についても，本件施設においては，ウランを取り扱う設備・機器の放射線量率が低いこと及び本件施設における施設の配置等の諸事情から，本件安全審査においては，本件施設におけるウラン及び放射性廃棄物の貯蔵等に起因する被曝線量が周辺監視区域外において十分低いものであることは被曝線量の具体的な数値について計算を行うまでもなく明らかであると判断した。
４　環境安全上の問題点について
原告らは，本件許可申請書は周辺環境管理については放射性物質濃度を定期的に測定するとのみ述べ，測定方法，測定結果に対する対処について触れておらず，これを是認した本件安全審査は違法であると主張する。
しかしながら，本件施設においては，そこから放出される気体廃棄物及び液体廃棄物中に含まれる放射性物質の量を極力減少させるとともに，これらの放射性物質を事業所外へ放出するまでには，所要の箇所において厳重な監視をすることとしている上，周辺監視区域外においても，環境放射線のモニタリングを行うこととし，外部放射線量，土壌や陸水に含まれる放射性物質濃度を定期的に測定することとしている。本件安全審査においては，本件施設におけるウラン放出量が十分小さいことなどを踏まえ，周辺環境監視対策に係る上記申請内容を妥当なものと判断した。したがって，原告らの上記主張は失当である。
なお，放射性物質濃度の測定方法，測定結果に対する対処等は，規制法２２条による保安規定の認可の際に審査される事項である。
ちなみに，原燃産業は，本件施設周辺地域において，放射性物質の濃度等についてのモニタリングを実施している。例えば，原燃産業は，本件施設周辺の各所にモニタリングステーションを設置し，ガンマ線の線量率や放射性物質の濃度を測定し，また，周辺地域のモニタリングポイントでガンマ線の積算線量の測定を行っている。さらに，周辺の各地において大気浮遊塵，河川水，湖沼水，飲料水，河底土，湖底土，土壌，農畜産物，淡水産食品等の採取を行い，放射性物質の濃度を測定している。
第６　その他の違法事由（本件施設の軍事転用の危険性）
（原告らの主張）
１　ウラン濃縮技術は，アメリカのマンハッタン計画の中で，濃縮ウランを原料とする広島型原爆を製造するための技術として開発されたものである。ウラン濃縮技術を実施する事業者は，これが軍事目的に転用されたりすることのないよに，厳格に法的及び技術的な防護措置を講ずる義務がある。
２　法的な防護措置としては，原子炉の設置や再処理事業にみられるように，規制法において，「平和目的利用への限定」を規定し，このような条項に基づいて，事業の実態を規制行政庁と原子力委員会が厳格に審査する必要がある。ところが，わが国の規制法上はウラン濃縮事業の実施に当たって「平和目的利用への限定」の規定がなく，法的には軍事技術への転用に規制上の歯止めがかからなくなっている。３　次に，技術的な防護措置とは，高濃縮ウランの製造が不可能ないしは著しく困難な技術原理を採用することである。一定以上の濃縮がなされれば，臨界に達してそれ以上の濃縮が不可能な技術などが，技術的な防護措置に沿う技術と評価できる。　本件施設で採用される遠心分離法という技術は，アメリカでガス拡散法に次いで開発された技術であり，イギリス，ドイツ，オランダの三国が共同出資したウラン濃縮会社であるウレンコ社が現に採用しているが，いずれも軍事目的そのもの，あるいはこれに即時転用可能な技術として開発されたものであり，技術的な防護措置は存在していないといわざるを得ない。
４　劣化ウランは，ウラン濃縮工程から生み出される濃縮ウランの対極となる物資であり，比重が重いため，昀近の湾岸戦争やボスニア紛争などでミサイルの弾頭に多用されている。今後，本件施設で製造された劣化ウランが，アメリカなどのいずれかの国における劣化ウラン弾頭に使用される可能性があり，これを防止するための法規制は存在しない。
このように，本件施設におけるウラン濃縮には，軍事転用を防止する法的及び技術的な防護措置が欠如しており，したがって，本件施設には軍事転用のおそれがあり，原子力利用を平和目的に限定している原子力基本法に違反するものである。この点を看過した本件安全審査には，重大な過誤がある。
（被告の反論）
原子力基本法は，原子力の研究，開発及び利用の全般にわたる包括的な法規範ではあるものの，それぞれの法規制の具体的な内容のほとんどすべてを他の法律にゆだねている。したがって，同法が直接国民の権利義務に影響を及ぼしたり，国民と国家との間の具体的な法律関係を形成したりすることはない。そして，同法２条に規定する原子力の研究，開発及び利用に関する平和の目的は，同法の法的性格，平和利用の目的の内容自体から明らかなとおり，原子力の研究，開発及び利用にかかわりを有するすべての者がそのよりどころとすべき基本的精神ないし基本方針を宣言したものであって，個々の原子力の利用に係る許可手続を直接規制するものではない。したがって，原子力基本法が本件許可処分の要件であることを前提にする原告らの主張は，その前提において失当である。
第３部　主位的請求に対する判断
まず，記録によると，原告甲野太郎は，本件訴訟係属後の平成８年４月３日死亡したことが明らかである。しかして，本件訴訟である本件許可処分の無効確認及び取消訴訟は，いずれも本件施設周辺に居住している同原告が規制法１３条，１４条に基づく本件許可処分により本件施設の事故等により自己の生命，身体の安全等に対し直接的かつ重大な被害を受けるおそれがあるとして提起したものである。後述のとおり，規制法１４条の規定は，単に公衆の生命，身体の安全，環境上の利益を一般的公益として保護しようとするにとどまらず，加工施設周辺に居住し，上記事故等がもたらす災害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するのが相当である。しかしながら，ここでいう生命，身体の安全等の利益の中に財産が含まれるとしても，加工施設周辺に居住していることが原告適格を基礎づける要件であり，したがって，規制法の前記規定が加工施設周辺に居住せず財産だけを有するにすぎない者の利益をも個別具体的に保護しているとまでは解することができないから，上記のような利益は一身専属的なものであって，相続の対象とはならないというべきである。
そうすると，本件訴訟のうち同原告に関する部分は，その死亡により終了したものといわざるを得ない。


第１章　原告適格
第１　当裁判所の判断
１　行訴法９条は，処分取消訴訟の原告適格を，当該処分の取消しを求めるにつき「法律上の利益を有する者」に限定しているところ，その意義は，当該処分により自己の権利若しくは法律上保護された利益を侵害され，又は必然的に侵害されるおそれのある者をいい，当該処分を定めた行政法規が，不特定多数者の具体的利益を専ら一般的公益の中に吸収させるにとどめず，それが帰属する個々人の個別的利益としてもこれを保護すべきものとする趣旨を含むと解される場合には，かかる利益も上記にいう法律上保護された利益に当たり，当該処分によりこれを侵害され又は必然的に侵害されるおそれのある者は，当該処分の取消訴訟における原告適格を有するものというべきである（昀高裁判所昭和５３年３月１４日第３小法廷判決・民集３２巻２号２１１頁，昀高裁判所昭和５７年９月９日第１小法廷判決・民集３６巻９号１６７９頁，昀高裁判所平成元年２月１７日第２小法廷判決・民集４３巻２号５６頁）。そして，当該行政法規が，不特定多数者の具体的利益をそれが帰属する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か否かは，当該行政法規の趣旨・目的，当該行政法規が当該処分を通して保護しようとしている利益の内容・性質等を考慮して判断すべきである（もんじゅ昀高裁判決）。しかして，行訴法３６条は，無効等確認の訴えの原告適格につき規定しているが，同条にいう当該処分等の無効等の確認を求めるにつき「法律上の利益を有する者」の意義についても，上記の取消訴訟の原告適格の場合と同義に解するべきである（もんじゅ昀高裁判決）。
２　そこで，このような観点から，規制法１３条，１４条に基づく加工事業許可処分につき，加工施設の周辺に居住する者が，その無効確認訴訟を提起することができる法律上の利益を有するか否かについて検討する。
（１）　規制法は，原子力基本法の精神にのっとり，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，かつ，これらの利用が計画的に行われることを確保するとともに，これらによる災害を防止して公共の安全を図るために，製錬，加工，再処理及び廃棄の事業並びに原子炉の設置及び運転等に関する必要な規制等を行うことなどを目的として制定されたものである（１条）。規制法１３条１項に基づく加工事業の許可申請に対する許可権者である内閣総理大臣は，許可申請が同法１４条１項各号に適合していると認めるときでなければ許可をしてはならず，また，上記許可をする場合においては，あらかじめ，同項１号及び２号（経理的基礎に係る部分に限る。）に規定する基準の適用については原子力委員会，同項２号（技術的能力に係る部分に限る。）及び３号に規定する基準の適用については，核燃料物質及び原子炉に関する安全の確保のための規制等を所管事項とする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ものとされている（１４条）。同法１４条１項各号所定の許可基準のうち，２号（技術的能力に係る部分に限る。）は，当該申請者が加工事業を適確に遂行するに足りる技術的能力を有するか否かにつき，また，３号は，当該申請に係る加工施設の位置，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か否かにつき，審査を行うベきものと定めている。加工事業許可の基準として，上記の２号（技術的能力に係る部分に限る。）及び３号が設けられた趣旨は，加工施設が，原子核分裂の過程において高エネルギーを放出するウラン等の核燃料物質を多量に内部に保有して取り扱い，これ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物理的又は化学的方法により処理する施設であって，加工事業を行おうとする者がその事業を適確に遂行するに足りる技術的能力を欠くとき又は加工施設の安全性が確保されないときは，当該加工施設の従業員やその周辺住民等の生命，身体に重大な危害を及ぼし，周辺の環境を放射性物質によって汚染するなど，深刻な災害を引き起こすおそれがあることにかんがみ，このような災害が起こらないようにするため，加工事業許可の段階で，加工事業を行おうとする者の上記技術的能力の有無並びに申請に係る加工施設の位置，構造及び設備の安全性につき十分な審査をし，上記の者において所定の技術的能力があり，かつ，加工施設の位置，構造及び設備が上記災害の防止上支障がないものであると認められる場合でない限り，内閣総理大臣は加工事業許可処分をしてはならないとした点にある。そして，同法１４条１項２号所定の技術的能力の有無及び３号所定の安全性に関する各審査に過誤，欠落があった場合には重大な臨界事故ないしは核燃料物質の漏出事故等が起こる可能性があり，そのような事故等が起こったときは，加工施設に近い住民ほど甚大な被害を受ける蓋然性が高く，しかも，その被害の程度はより直接的かつ重大なものとなるのであって，特に，加工施設の近くに居住する者はその生命，身体等に直接的かつ重大な被害を受けるものと想定されるのであり，上記各号は，このような加工施設の事故等がもたらす災害による被害の性質を考慮した上で，技術的能力及び安全性に関する基準を定めているものと解される。上記の２号（技術的能力に係る部分に限る。）及び３号の設けられた趣旨，上記各号が考慮している被害の性質等にかんがみると，上記各号は，単に公衆の生命，身体の安全，環境上の利益を一般的公益として保護しようとするにとどまらず，加工施設周辺に居住し，上記事故等がもたらす災害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するのが相当である（もんじゅ昀高裁判決参照）。（２）　上記に対し，規制法１４条１項１号及び２号（経理的基礎に係る部分に限る。）の規定については，同法１３条１項に基づく加工事業の許可申請に対する許可権者である内閣総理大臣は，許可申請が同法１４条１項各号に適合していると認めるときでなければ許可をしてはならず，また，上記許可をする場合においては，あらかじめ，同項１号及び２号（経理的基礎に係る部分に限る。）に規定する基準の適用については核燃料物質及び原子力に関する規制のうち安全確保のためのもの以外の事項等を所管事項とする原子力委員会の意見を聴くこととされている。そして，同条１項１号は，当該申請に対し許可をすることによって加工の能力が著しく過大にならないか否かについて，２号（経理的基礎に係る部分に限る。）は，当該申請につき加工事業を適確に遂行するに足りる経理的基礎を有するか否かにつき，審査を行うベきものと定めている。


加工事業許可の基準として，上記の１号が設けられた趣旨は，専ら加工事業が原子力利用に関する国家的かつ長期的視野に立った一定の計画に適合する範囲内で行われることを確保し，もって，将来におけるエネルギー資源の確保を図り，人類の福祉と国民生活の水準向上とに寄与することにあると解される。また，上記の２号（経理的基礎に係る部分に限る。）が設けられた趣旨は，加工事業者につき事業を適確に遂行するに足りる経理的基礎を要求することによって，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にあると解される。このような１号及び２号（経理的基礎に係る部分に限る。）の設けられた趣旨に照らすと，１号が加工施設周辺の住民の個別的利益を保護する趣旨を含まないことはもちろん，２号（経理的基礎に係る部分に限る。）についても，加工事業の円滑な遂行という一般的公益を保護しようとするにとどまり，それ以上に，加工施設周辺の個々の住民の生命，身体の安全その他の利益を個々人の個別的利益として直接的に併せ保護する趣旨の規定ではないと解するのが相当である。
したがって，加工施設の周辺に居住する住民について，規制法１４条１項１号及び２号（経理的基礎に係る部分に限る。）の規定を根拠に規制法１３条，１４条に基づく加工事業許可処分につきその無効確認訴訟又は取消訴訟を提起することができる法律上保護された利益を有すると解することはできない。（３）　このほか，規制法１３条，１４条に基づく加工事業許可処分につき，加工施設の周辺に居住する者が，その無効確認訴訟又は取消訴訟を提起することができる法律上の利益を有するものと解すべき根拠は見当たらない。３　次に，原告らが前記の加工施設の事故等により直接的かつ重大な被害を受けるか否か，すなわち，原告らの居住する地域が上記事故等による災害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が問題となるが，この点は，当該加工施設の種類，構造，規模等の当該加工施設に関する具体的な諸条件を考慮に入れた上で，当該原告の居住する地域と加工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，合理的に判断すべきものである（もんじゅ昀高裁判決参照）。
上記の見地から本件についてみると，前記前提事実等によれば，（ａ）原告らの居住地と本件施設との距離は，約１．５キロメートルから約１５００キロメートル余りまでと様々であること，（ｂ）本件施設で扱う六フッ化ウランは，大気圧下では常温で白色の不燃性の固体であるが，それ自体から放射線を発する放射性物質であること，（ｃ）本件施設には昀大でウラン量にして２４８２トンのウランが貯蔵され，このうち濃縮ウランは１６２トンであること，（ｄ）本件施設で製造貯蔵される濃縮ウランは，天然ウランと比較して核分裂性の高いウラン２３５の含有比率が高いものの，その濃縮度は５パーセント以下であること，（ｅ）本件施設は，原子力エネルギーを発生利用する施設ではなく，構造設備はむしろ一般の工業プラントに類するもので，六フッ化ウランを未臨界の状態のまま加熱，遠心分離，冷却固化，圧縮及び液化するのみの，さほど複雑とはいえない工程のものであること，（ｆ）遠心分離法によるウラン濃縮技術は，各種の試験研究や技術開発を経て実用化されており，本件施設はそれらの研究開発の成果を踏まえて建設された商業プラントであること，以上の事実が認められる。
これらの事実を踏まえ，本件施設の立地場所との距離関係を中心として，地形や地勢を考慮しながら社会通念に照らし勘案すると，本件施設の設置許可の際に行われる規制法１４条１項２号所定の技術的能力の有無及び３号所定の安全性に関する各審査に過誤，欠落がある場合に起こり得る事故等による災害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範囲の住民に属する原告としては，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５２，５３，６３ないし７４の合計１４名がこれに該当するというべきであり，これらの原告のみが，本件許可処分の無効確認を求める本件主位的請求において，行訴法３６条所定の「法律上の利益を有する者」に該当するものと認められる。
４　上記に説示したところによれば，原告甲野太郎を除く原告らのうち上記の範囲の者は，本件の主位的請求である無効確認訴訟において原告適格を有するといえるが，その余の原告らは，主位的請求における原告適格を欠く者といわざるを得ず，その訴えはいずれも不適法なものとして却下を免れない。
第２　被告の主張に対する判断
被告は，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号の保護利益に関し，本件施設の周辺住民の居住する地域が加工施設の事故等による災害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について，本件施設の潜在的危険性は原子炉施設と比較すると比べようのないほど小さいとして，六ヶ所村も含め原告らの居住する地域はいずれも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とはいえないと主張する。
しかしながら，前記（第１の３）で掲げた諸事情を踏まえて検討すると，本件施設において加工事業を行おうとする者が所定の技術的能力を欠き又は本件施設の安全性が確保されない場合にも，前記１４名の原告ら（その居住地で本件施設から昀も近いものの本件施設との距離は１．５キロメートルである。）にさえ，本件施設の事故等による災害により直接的かつ重大な被害が及ばないとする被告の主張は，被告が主張する本件施設の潜在的危険性が相対的に小さいことを前提としても，なお社会通念に照らした合理的判断として容認できないというべきである。したがって，被告の主張は理由がない。
第３　原告らの主張に対する判断
原告らは，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号の保護利益に関し，本件施設の事故等による災害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の範囲として，放射性物質の大気中への拡散と摂取モデルにより算出した被曝量を根拠に，東京都を含む本件施設から半径６００キロメートル以上の範囲であると主張している。


しかしながら，上記の算定及びその妥当性の裏付けとなる的確な証拠はなく（もっとも，原告らは，その根拠として甲第６６０号証を提出するけれども，同号証でも，本件施設での臨界事故が起きたときの一般公衆に対する被爆線量の評価は，臨界の規模（核分裂するウランの量と継続時間），放出核種の想定，放射能放出のタイミング，放出の経路など非常に複雑，かつ，想定による評価幅（誤差）が大きく不確実性を伴うことが指摘されているし，そもそも建屋内から外部へのウラン漏洩量の算出について何ら根拠を示していないから，同号証の被爆線量の評価結果を直ちに採用することはできない。），その上，上記の主張における被害は，本件施設から放出された放射性物質が，周辺環境を介して広範囲に拡散する中で人体へ摂取されることにより生じるものであって，本件施設の事故により直接もたらされるものとはいい難く，このような遠隔地に居住する住民について想定される被害は，もはや加工施設周辺に居住している住民について認められる個別具体的な被害の域を超えて，広く一般公衆について等しく考えられる抽象的，一般的な被害という性質を有するにすぎないというべきであるから，そのような被害を受けるにとどまる住民の生命，身体の安全等は，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号の保護法益との関係では，個々人の個別的利益として保護されるものではないと解するのが相当である。したがって，原告らの主張する被曝被害の可能性を理由に，上記の範囲に居住する原告らの生命，身体の安全等が規制法１４条１項２号（技術的能力に係る部分に限る。）及び３号の規定により保護された利益であると認めることはできない。
また，原告らは，規制法１４条１項２号（経理的基礎に係る部分に限る。）が，加工施設の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と主張するが，上記規定の目的は，先にみたとおり（第１の２２），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にあるのであって，この加工事業の円滑な遂行の一環として加工施設の安全性は抽象的に確保され，これを通じて公衆の生命身体の安全等の個々的な利益の保護も間接的には図られるものの，そのような具体的な利益は，上記規定との関係における限りは，加工事業の円滑な遂行という一般的公益の中に吸収解消されており，当該公益の実現を通じて反射的に保護される利益にすぎないものと解するのが相当である。したがって，上記主張もまた理由がない。
第２章　本案の争点に対する判断
第１　はじめに
行政処分が当然無効であるというためには，処分に重大かつ明白な瑕疵がなければならないから，行政処分の無効確認訴訟において原告が主張すべき無効事由も，処分の重大かつ明白な瑕疵に限られる（昀高裁判所昭和３６年３月７日第３小法廷判決・民集１５巻３号３８１頁参照）。
第２　本件許可処分の法律上の根拠の有無
規制法２条６項（現在の同条７項）は，同法において「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。」と定義している。そして，同条２項は，核燃料物質につき，原子力基本法３条２号に規定する核燃料物質，すなわち「ウラン，トリウム等原子核分裂の過程において高エネルギーを放出する物質であって，政令で定めるもの」と定義し，上記政令の定めである核燃料物質，核原料物質，原子炉及び放射線の定義に関する政令（昭和３２年政令第３２５号）１条は，１号として「ウラン２３５のウラン２３８に対する比率が天然の混合率であるウラン及びその化合物」を掲げている。
そして，前記前提事実等によれば，本件施設は，ウラン２３５のウラン２３８に対する比率が天然の混合率であるウランの化合物である六フッ化ウランという核燃料物質を取り扱う施設で，その事業目的は，軽水炉の燃料として使用できるようにウラン中のウラン２３５の存在比率を天然ウランより高めた濃縮ウランを製造することにあり，そこで用いられる濃縮方法は，高速で回転する円筒中に働く遠心力という物理作用を利用してウラン２３８と質量数の異なるウラン２３５を円筒の内側に多く集め取り出す遠心分離法である。そうすると，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ということになるから，規制法２条６項にいう「加工」に該当するというべきである。
これに対し，原告らは，ウラン濃縮は一般に規制法２条６項にいう「加工」に該当しないと主張するところ，その理由として縷々主張する点は，いずれも上記の法文の解釈を妨げるには至らない。
第３　憲法１３条，１４条，２５条違反
原子力基本法は，１条で，「この法律は，原子力の研究，開発及び利用を推進することによつて，将来におけるエネルギー資源を確保し，学術の進歩と産業の振興とを図り，もつて人類社会の福祉と国民生活の水準向上に寄与することを目的とする。」と定め，２条において，基本方針として，「原子力の研究，開発及び利用は，平和の目的に限り，安全の確保を旨として，民主的な運営の下に自主的にこれを行うものとし，その成果を公開し，進んで国際協力に資するものとする。」と定めている。また，同法の規定を受けて制定された規制法は，１条で，その目的につき，「この法律は，原子力基本法（中略）の精神にのつとり，核原料物資，核燃料物質及び原子炉の利用が平和の目的に限られ，かつ，これらの利用が計画的に行われることを確保し，あわせてこれらによる災害を防止して公共の安全を図るために，製錬，加工，再処理及び廃棄の事業並びに原子炉の設置及び運転等に関して必要な規制等を行う（中略）ことを目的とする。」と規定するとともに，２章ないし５章の２において，製錬，加工，再処理及び廃棄の各事業並びに原子炉の設置，運転等に関する規制に関する諸規定を設けている。このように，原子力基本法及び規制法は，原子力利用の内包する危険性を踏まえ，原子力発電や核燃料サイクルの各過程において原子力利用の安全性を確保し，上記の危険性が現実化しないようにするために法規制を行っているのであるから，これらの法律について，憲法１３条，１４条ないしは２５条に反し違憲であるとすべき事由は認められない。原告らの主張は，いわゆる死の灰やプルトニウムの危険性を根拠に上記各法律が原子力発電や核燃料サイクル自体の存在を禁止していない点を違憲とするものであるが，憲法１３条，１４条ないしは２５条がそのような趣旨を含むと解することはできないから，上記主張は理由がない。
第４　憲法３１条違反


１　行政手続は，憲法３１条による保障が及ぶと解すべき場合であっても，刑事手続とその性質においておのずから差異があり，また，行政目的に応じて多種多様であるから，常に必ず行政処分の相手方等に事前の告知，弁解，防御の機会を与えるなどの一定の手続を設けることを必要とするものではないと解するのが相当である（伊方昀高裁判決）。
そして，加工事業許可の申請が規制法１４条１項各号所定の基準に適合するかどうかの審査は，当該申請者の技術的能力や加工施設の安全性に関する極めて高度な専門技術的判断を伴うものであり，同条２項は，上記許可をする場合に，各専門分野の学識経験者等を擁する原子力委員会ないし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定めている。このことからすれば，規制法が，許可手続の審査資料の公開や加工施設設置予定地の周辺住民に対する説明会の開催，告知聴聞の手続又は同意取得につき規定を設けていないことをもって，規制法が憲法３１条の趣旨に反するということはできない。したがって，上記の点をもって憲法３１条違反をいう原告らの主張は理由がない。また，本件許可申請書，添付書類その他の安全審査資料が公開されず，原子力安全委員会の審査も公開されなかったし，公開ヒヤリングも開催されずに行われ本件安全審査には，憲法３１条，２１条等に違反する看過し得ない違法があるとする原告らの主張も，規制法等の関係法規に照らし，規制法１４条１項３号に基づく安全審査において，事前の資料公開や公開ヒヤリングの開催を義務づける規定がないことは明らかであり，これら憲法の規定が上記のような資料公開等を義務づける根拠とはならないから，その前提において失当であるといわざるを得ない。２　規制法１４条１項各号は，加工事業許可の基準につき定めているところ，同項３号は，加工施設の安全性に関し，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を掲げているが，それは，加工施設の安全性に関する審査が，多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的，専門技術的知見に基づいてされる必要がある上，科学技術は不断に進歩，発展していることから，加工施設の安全性に関する基準を具体的かつ詳細に法律で定めることは困難であるのみならず，昀新の科学技術水準への即応性の観点からみて適当ではないとの見解に基づくものと考えられ，上記見解は十分合理性を有するものといえる。しかも，加工事業許可に当たっては，申請に係る加工施設の位置，構造及び設備の安全性に関する審査の適正を確保するため，各専門分野の学識経験者等を擁する原子力安全委員会の科学的，専門技術的知見に基づく意見を聴きこれを十分に尊重するという慎重な手続が定められていることを考慮すると，上記規定が定量的でない又は不明確であるとの非難は当たらないというべきである。したがって，上記規定が定量的でなく，あるいは一義的に明確とはいえないことを前提とする原告らの憲法３１条違反の主張は，その前提を欠いており理由がない。
第５　まとめ
上記のとおり，本件許可処分に重大かつ明白な瑕疵があるとはいえないから，１４名の原告らの本件許可処分の無効確認を求める主位的請求はいずれも理由がない。
第３章　結論
以上によれば，本件訴訟のうち原告甲野太郎に関する部分については，死亡による終了宣言をすることとし，同原告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の合計１４名以外の原告らの本件許可処分の無効確認を求める主位的請求に係る訴えは，いずれも原告適格を欠き不適法であるからこれを却下すべきものであり，その余の上記１４名の原告らの主位的請求は，いずれも理由がないから棄却を免れない。
第４部　予備的請求に対する判断
第１章　原告適格
本件の主位的請求である本件許可処分の無効確認訴訟における原告適格につき前に説示したところ（第３部第１章第１）は，予備的請求である本件許可処分の取消訴訟にも妥当する。したがって，原告甲野太郎を除く原告らのうち，別紙当事者目録の番号５２，５３及び６３ないし７４の合計１４名の原告らは本件予備的請求における原告適格を有するものの，その余の原告らは，予備的請求における原告適格を欠いており，その訴えはいずれも不適法なものとして却下を免れない。
第２章　審査判断の枠組みに関する法律論
第１　取消訴訟における処分の違法事由の主張制限
原告らは，取消訴訟である本件予備的請求において，自己の法律上の利益に関係のない違法を取消事由として主張することはできない（行訴法１０条１項）。そして，行訴法１０条１項にいう法律上の利益は，行訴法９条の原告適格の基礎となる法律上の利益と同義であると解されるところ，前記（第３部第１章第１の２，第４部第１章）のとおり，原告らの本件取消訴訟における原告適格を基礎づける法律上の利益は，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号が保護の対象としている原告らの生命，身体の安全等である。したがって，原告らが本件取消訴訟において取消事由として主張できる実体法上の事由は，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号の要件にかかわる違法事由のうち，原告らの生命，身体の安全等に関するものに限られる。そうすると，原告らの主張のうち，規制法１４条１項２号（経理的基礎に係る部分に限る。）要件適合性や同項３号要件適合性のうち労働者被曝に関する事項等は，本件予備的請求においては主張することが許されず，その主張はそれ自体失当といわざるを得ない。
第２　加工事業許可における審査の対象


１　規制法は，その規制の対象を，製錬事業（第２章），加工事業（第３章），原子炉の設置，運転等（第４章），再処理事業（第５章），廃棄事業（第５章の２），核燃料物質等の使用等（第６章），国際規制物質の使用（第６章の２）に分け，それぞれにつき内閣総理大臣の指定，許可，認可等を受けるべきものとしているのであるから，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と解すべきである。また，規制法第３章の加工の事業に関する規制の内容をみると，加工事業の許可，変更の許可（１３条ないし１６条）のほかに，設計及び工事の方法の認可（１６条の２），溶接の検査（１６条の４），使用前検査（１６条の３），保安規定の認可（２２条）等の各規制が定められており，これらの規制が段階的に行われることとされている。したがって，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の対象とされる当該加工施設の具体的な詳細設計及び工事の方法は規制の対象とはならないものと解すべきである。上記にみた規制法の構造に照らすと，加工の事業の許可の段階の安全審査においては，当該加工施設の安全性にかかわる事項のすべてをその対象とするものではなく，その基本設計の安全性にかかわる事項のみをその対象とするものと解するのが相当である（伊方昀高裁判決参照）。
２　上記によれば，後に詳しくみるように，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，それ自体失当というべきである。
そのほか，原告らは軍事転用の危険性を指摘して本件施設が原子力の平和目的利用を定める原子力基本法２条に違反する旨主張するけれども，この規定が個々の原子力の利用に係る許可手続を直接規制するものとは解されないから，原子力の平和目的利用が本件許可処分の要件であることを前提にする原告らの主張は，その前提において失当というべきである。
３　原告らは，上記の基本設計の範囲については客観的基準がなく，その範囲は恣意的に定められている旨主張しており，弁論の全趣旨によれば，基本設計の範囲を客観的に明らかにする基準は存在しないことが認められる。しかしながら，規制法１６条１項，加工事業規則３条の２第１項の規定に照らすと，加工施設の基本設計は，加工事業許可に当たり審査確認されたそれ自体は抽象的，概括的な概念にすぎない規制法１４条１項３号所定の安全性と加工施設の具体的な設計及び工事の方法とを架橋し，上記安全性を具体化しながら，具体的な設計及び工事の方法が加工事業許可を受けた基本設計によるものであることが確認されることを通じて上記安全性が実現されるという機能を有するものであるということができ，したがって，加工施設の基本設計に求められる内容も，もとより加工施設の建物及び施設の具体的な設計である必要はなく，設計及び工事の方法の認可手続における具体的な設計及び工事の方法につき安全性を審査するための規範ないしは枠組みとして機能するに足りる内容である必要があるとともに，かつそれで足りるというべきである。そしてまた，後に第３の１でみるように，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号所定の基準の適合性が各専門分野の学識経験者等を擁する原子力安全委員会の科学的，専門技術的知見に基づく意見を尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断に委ねられていることからすれば，上記判断に必要な加工施設の基本設計の具体性の程度や判断の対象となる事項の取捨選択も，同様に上記の内閣総理大臣の合理的な判断に委ねられているものと解されるから，安全審査の対象である基本設計の具体性の欠如や範囲の問題は，これに関する安全審査の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落がある場合に限り，これに基づく内閣総理大臣の判断を不合理なものとして加工事業許可処分の取消事由となるものというべきである。
第３　司法審査の在り方
１　審理，判断の方法
前記（第３部第１章第１）のとおり，加工事業許可の基準として，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号が設けられた趣旨は，加工施設が，原子核分裂の過程において高エネルギーを放出するウラン等の核燃料物質を多量に内部に保有して取り扱い，これ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物理的又は化学的方法により処理する施設であって，加工事業を行おうとする者がその事業を適確に遂行するに足りる技術的能力を欠くとき，又は加工施設の安全性が確保されないときは，当該加工施設の従業員やその周辺住民の生命，身体等に重大な危害を及ぼし，周辺の環境を放射性物質によって汚染するなど，深刻な災害を引き起こすことがあることにかんがみ，このような災害が起こらないようにするため，加工事業許可の段階で，加工事業を行おうとする者の技術的能力の有無並びに申請に係る加工施設の位置，構造及び設備の安全性につき科学的，専門技術的見地から，十分な審査を行わせることにあるものと解される。上記の技術的能力を含めた加工施設の安全性に関する審査は，当該加工施設そのものの工学的安全性，平常運転時における従業員，周辺住民及び周辺環境への放射線の影響，事故時における周辺地域への影響等を，加工施設予定地の地形，地質，気象等の自然的条件，人口分布等の社会的条件及び当該加工事業者の上記技術的能力との関連において，多角的，総合的見地から検討するものであり，しかも，上記審査の対象には，将来の予測に係る事項も含まれているのであって，上記審査においては，原子力工学はもとより，多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的，専門技術的知見に基づく総合的判断が必要とされるものであることが明らかである。そして，規制法１４条２項が，内閣総理大臣は，加工事業の許可をする場合においては，同条１項２号（技術的能力に係る部分に限る。）及び３号所定の基準の適用について，あらかじめ原子力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定め，さらに，原子力安全委員会には下部組織として学識経験のある者及び関係行政機関の職員から任命される審査委員で組織される核燃料安全専門審査会が置かれ，原子力安全委員会委員長の指示に基づき核燃料物質に係る安全性に関する事項を調査審議することとされているところ（設置法１９条，２０条・１７条），規制法が加工事業許可処分に当たり上記のような手続を設けているのは，加工施設の安全性に関する審査の特質を考慮し，上記各号所定の基準の適合性については，各専門分野の学識経験者等を擁する原子力安全委員会の科学的，専門技術的知見に基づく意見を尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断に委ねる趣旨と解するのが相当である。


以上の点を考慮すると，上記の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，原子力安全委員会若しくは核燃料安全専門審査会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って，現在の科学技術水準に照らし，上記調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点があり，あるいは当該加工施設が上記の具体的審査基準に適合するとした原子力安全委員会若しくは核燃料安全専門審査会の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があり，内閣総理大臣の判断がこれに依拠してされたと認められる場合には，内閣総理大臣の上記判断に不合理な点があるものとして，上記判断に基づく加工施設設置許可処分は違法と解すべきである（伊方昀高裁判決参照）。
２　立証責任
加工事業許可処分についての取消訴訟においては，前記の処分の性質にかんがみると，内閣総理大臣がした判断に不合理な点があることの主張，立証責任は，本来，原告が負うべきものと解されるが，当該加工施設の安全審査に関する資料を，すべて平成１３年１月６日の中央省庁等改革関係法施行法による規制法の改正に伴い上記処分の権限を承継した被告の側が保持していることなどの点を考慮すると，被告の側において，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，立証する必要があり，被告が上記主張，立証を尽くさない場合には，内閣総理大臣がした上記判断に不合理な点があることが事実上推認されるものというべきである（伊方昀高裁判決参照）。
３　判断基準時
取消訴訟は，行政庁の処分に関する判断の適否を審査する抗告訴訟であり，その適否判断の前提とすべき事情も，当該処分当時に存在していたものに限られるというべきである（昀高裁判所昭和２７年１月２５日第２小法廷判決・民集６巻１号２２頁参照）。
これに対し，原子力安全委員会若しくは核燃料安全専門審査会の調査審議において用いられた具体的審査基準の合理性の有無や上記調査審議及び判断の過程における過誤，欠落の有無を判断するに当たり用いられるべき科学技術水準は，法適用の前提となる事実そのものではなく，事実認定の際に適用される経験則のうち科学性・技術性・専門性があるものにすぎないから，前記のとおり，現在の科学技術水準を用いるのが相当である。
第３章　本件許可処分の手続的適法性
第１　当裁判所の判断
前記前提事実等で認定した本件許可申請がされてから本件許可処分に至るまでの手続経過は，規制法等所定の手続に適合した適法なものと認められる。また，規制法１３条２項は，加工事業を行おうとする者が提出すべき申請書の記載事項として，（ａ）氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては，その代表者の氏名，（ｂ）加工設備及びその付属施設を設置する工場又は事業所の名称及び所在地，（ｃ）加工施設の位置，構造及び設備並びに加工の方法，（ｄ）加工施設の工事計画を挙げている。また，同条１項は，加工の事業を行おうとする者は政令で定めるところにより内閣総理大臣の許可を受けなければならないと定め，これを受けて，加工事業規則２条１項は，上記申請書の記載について細目を定めている。このほか，規制法施行令３条２項は，規制法１３条１項を受けて，上記許可を受けようとする者は，事業計画書その他総理府令で定める書類を添えて申請しなければならないと規定し，当該総理府令の定めである加工事業規則３条２項は添付すべき各種書類を掲げている。そして，乙第７５号証により認められる本件許可申請書の記載内容は，上記各法規の定める記載事項を満たすものということができる。上記によれば，本件許可処分は，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。
第２　原告らの主張に対する判断
１　本件許可申請書及び添付書類の不備
（１）　原告らは，加工事業規則２条１項１号ニ（ロ）所定の記載事項である「主要な設備及び機器の種類及び個数」に関し，本件許可申請書において遠心分離機の具体的な機種及び個数が明記されていないと主張する。乙第７５号証によれば，本件許可申請書の別添書類「加工施設の位置，構造及び設備並びに加工の方法」６頁においては，上記事項につき，設備としてカスケード設備，主要な機器として遠心分離機，個数として４組等と記載されていることが認められ，確かに，本件許可申請書には遠心分離機の具体的な機種や個数が記載されてはいないけれども，本件施設の遠心分離装置については，複数の遠心分離機群で構成されるカスケード設備自体を主要な設備として捉えた上でその種類及び個数について記載されているのであり，加工事業規則２条１項１号ニ（ロ）の要請を満たしているといえる。これ以上に，個々の遠心分離機の具体的な種類及び個数の記載を求めることは，加工事業規則が本来予定していないカスケード設備の具体的な仕様の記載を求めることになるが，加工事業規則からそのような趣旨を読みとることはできない（なお，加工事業規則は，その制定当初，各種の加工施設について，主要な設備及び機器の種類，仕様及び個数を申請書に記載するよう求めていたが，このうち，仕様の記載を求める部分は，昭和４３年総理府令４３号による改正により削除された。）。したがって，原告らの主張は，理由がない。（２）　このほか，原告らが本件許可申請書又はその添付書類の不備として主張する事由のうち，本件施設の基本設計の安全性にかかわる事由は，いずれも，規制法，規制法施行令又は加工事業規則に定められた所要の記載事項に関するものではないから，本件許可処分の手続的適法性を左右するものとはいえず，主張自体失当である。
２　審査主体の問題点
（１）　原告らは，原子力委員会の構成員に，原子力産業の関係者が多数構成員となっていると主張する。


しかしながら，原子力委員会は，本件許可処分との関係では，規制法１４条１項１号及び２号（経理的基礎に係る部分に限る。）に規定する基準の適用について内閣総理大臣から意見を求められるにすぎず，その構成の問題は，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号の要件の審査に影響をもたらす可能性のない事由である。したがって，上記主張は，原告らの法律上の利益に関係がない違法を理由とするものであり，それ自体失当である。（２）　原告らは，原子力安全委員会には本件許可処分に係る加工事業を推進する立場の専門家が加わっているほか，同委員会に設置される核燃料安全専門審査会にも，同様に会長のＫを始め原子力利用の推進派の人物が多数含まれており，委員の構成上原子力委員会に厳正な審査を求めることは極めて困難である旨主張する。しかし，上記の主張は，Ｋを除くほか，原子力安全委員会の委員ないし核燃料安全専門審査会の審査委員のうちいずれの人物をもって原告らのいう推進派であるかにつき具体的な主張立証を欠いている上，その推進派である人物が多数委員となっていることにより直ちに原子力委員会が厳正な審査をすることができなくなるともいえないから，理由がなく採用できない。そして，上記主張のうちＫなる人物に関する部分も，証拠（乙２２，証人Ａ）によれば，同人が昭和６０年１２月１７日当時埼玉大学教授の身分にあった濃縮ウランの遠心分離技術に関する専門家であり，ウラン濃縮懇談会の設置当時の構成員であったとは認められるものの，この事実をもって同人を原告らのいう推進派の人物であるとか，同人の審査委員としての参加によって核燃料安全専門審査会の厳正な審査が困難になった等の事実を認めることはできないから，やはり理由がない。
（３）　原告らは，ＪＣＯに対して加工事業許可がされた際に核燃料安全専門審査会第８部会が担当して行った安全審査は，臨界事故を想定していない点及び非現実で過小な昀大想定事故評価を容認した点において誤りであったとして，核燃料安全専門審査会及びその第８部会の部会長であり本件安全審査を担当した同審査会第２３部会の部会長をも務めていたＡにはいずれも核燃料サイクル施設の安全審査をする能力が欠落しており，本件安全審査には看過し難い過誤，欠落があると主張する。
しかしながら，仮にＪＣＯに対する加工事業許可処分のための核燃料安全専門審査会第８部会の安全審査に誤りがあったとしても，その事実をもって直ちに核燃料安全専門審査会全体や上記Ａの安全審査担当者としての資質に問題があるとするのは論理に飛躍があるし，他に核燃料安全専門審査会や上記Ａにおいて本件安全審査を適切かつ公平に行う上で審査体制の不備ないし資質上の問題があることをうかがわせる資料はない。したがって，原告らの主張は理由がない。（４）　原告らは，原子力安全委員会について，独自の調査研究能力がない点及び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り原子力安全に関する根本的問題提起をしたことがないことを根拠に，安全審査をすることが能力的に不可能であると主張する。
しかしながら，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する者である（設置法２２条・５条１項）上，同委員会には，委員長の指示があった場合に核燃料物質に係る安全性に関する事項を調査審議する常設の機関として４０名以内の審査委員で組織される核燃料安全専門審査会が置かれ，上記審査委員は，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こととされている（設置法１９条，２０条・１７条１項，設置法施行令６条２項）。さらに，原子力安全委員会には，専門の事項を調査審議させるために専門委員を置くことができ，専門委員もまた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により任命されることとされている（設置法施行令８条・３条）ほか，原子力安全委員会は，その所掌事務を行うため必要があると認めるときは，関係行政機関の長に対し，報告，資料の提出，意見の開陳，説明その他必要な協力を求めることができることとされている（設置法２５条）。これらの事実に照らすと，原子力安全委員会は，安全審査のために質的にも量的にも十分な人的体制及び調査権限を有しているといえ，同委員会に独自の調査研究能力がないとする原告らの主張は当たらない。また，同委員会がこれまで要件不適合との答申や根本的問題提起をしたことがないとする点は，そのような事情は同委員会の安全審査に必要な資質の有無を左右するものとはいえないから，主張自体失当である。
３　審査の実態に関する問題点
（１）　原告らは，本件許可申請についてされた審査は許可を前提とした恣意的かつ不公正なものであると主張し，その根拠として縷々主張する。しかし，このうち，本件安全審査の過程において六ヶ所村とそれ以外の候補地との立地条件の比較検討がされていないことをいう点は，加工事業許可申請に対する安全審査が，申請に係る特定の場所に設置される加工施設の安全性を審査するための制度であって，加工施設の設置のために適切な立地を広く検討して選定する手続ではない以上，主張として失当というほかない。また，その余の点は，いずれも国等が本件施設を含む核燃料サイクル関係施設の六ヶ所村への設置計画の推進に関与していることをいうものであるが，原子力安全委員会の委員に一定の身分保障があること（設置法２２条，６条，７条），内閣総理大臣は同委員会の安全審査に関する決定の報告を受けたときはこれを十分に尊重しなければならないとされていること（設置法２３条）及び実際にも内閣総理大臣が原子力安全委員会の答申に沿った内容のものとして本件許可処分をしていること（前提事実等）に照らすと，原告らが主張する事由を前提としても本件安全審査が恣意的ないしは不公正であるとはいえない。
（２）　また，原告らは，審査の杜撰さとして，原子力安全委員会や核燃料安全専門審査会の構成員が会議にほとんど出席せず一部の者に審査を任せており，審査は著しく形骸化して内容も杜撰であると主張するが，これに沿う事実を認定するに足りる的確な証拠はないから，上記主張は理由がない。
４　指針による審査の違法性
（１）　原告らは，本件安全審査において重要な役割を果たす核燃料施設基本指針及び加工施設指針が，いずれも単なる原子力安全委員会の決定にすぎず，法律上の根拠を持たないとして，これらの指針に基づいた本件安全審査に手続的違法があると主張する。
しかしながら，本件安全審査は，その合理性を十分首肯し得る規制法１４条１項３号の規定に基づき，所定の手続にのっとり行われたものであるから，仮に審査で用いられた基準が法律に根拠がないものであるとしても，そのような事情が安全審査及び加工事業許可処分の手続的違法をもたらす事由に当たるとは解されない。したがって，上記主張は理由がない。


（２）　また，原告らは，規制法における「加工」の解釈や加工施設指針の文言を理由として，濃縮施設は加工施設指針の適用対象ではないと主張する。しかし，規制法にいう加工施設は濃縮施設を含むものと解すべきことは前記のとおりであるし，乙第１５号証により認められる加工施設指針の文言によっても，加工施設指針がウラン加工施設の中で濃縮施設を適用対象外としているとは解されないから，原告らの主張は，理由がなく採用できない。
５　その他の手続上の問題点
原告らが本件許可処分の手続的違法事由として主張するその余の事情は，いずれも規制法等で履践が求められている手続にかかわるものではないから，本件許可処分の手続的適法性を左右するものではない。したがって，これらの主張は，いずれも理由がない。
第４章　規制法１４条１項２号要件適合性
第１　はじめに
原告らは，規制法１４条１項２号のうち経理的基礎に係る部分の要件にかかわる違法事由を本件予備的請求において主張することはできず，その主張はそれ自体失当であることは，前記第２章第１で説示したとおりである。したがって，本章では，同号の要件のうち技術的能力に係る部分に関する主張のみを争点として取り上げ，判断することとする。
前記前提事実等における手続経過によれば，内閣総理大臣は，規制法１４条２項の規定に基づき，同条１項２号（技術的能力に係る部分に限る。）の許可基準の適用につき原子力安全委員会に諮問し，これを妥当とする旨の同委員会の答申を受け，これに依拠して本件許可処分を行ったものと認められる。そこで，以下，前記第２章第３の１で説示したところに従い，内閣総理大臣の上記判断に不合理な点があるか否かにつき，現在の科学技術水準に照らし，上記判断が依拠した原子力安全委員会の調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点があり，あるいは当該加工施設が上記の具体的審査基準に適合するとした原子力安全委員会の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるか否かという観点から検討を加えることとする。そして，具体的な判断順序としては，前記第２章第３の２で説示したところにより，まず，被告の主張立証に基づき上記の具体的審査基準における不合理な点の有無並びに調査審議及び判断の過程における看過し難い過誤，欠落の有無につき判断検討し，上記不合理な点又は過誤，欠落があるものとは認められない場合に，すすんで，上記不合理な点又は過誤，欠落があるとする原告らの主張について判断することとする。
第２　技術的能力に関する調査審議及び判断の過程
証拠（乙１ないし４，１３，６９の１，２，１２，１３，７５，証人Ｂ）及び前記前提事実等を総合すると，次の事実が認められる。
１　科学技術庁は，本件許可申請が昭和６２年５月２６日に受理された後，規制法１４条２項所定の諮問に先立つ一次審査として，同条１項各号の要件充足性に関する審査を行った。科学技術庁は，同年１２月までに一次審査を終え，原燃産業の技術的能力については，（ａ）原燃産業が，遠心分離法によるウラン濃縮プラントの建設，運転に当たって，動燃事業団が保有するウラン濃縮技術を継承するとともに，先行プラントへの出向及び研修機関への派遣を通じて技術者の養成に努めており，今後とも定期採用等により逐次増強を図り，事業開始までに約１２０名の技術者を確保することとしていること，（ｂ）当時原燃産業は７３名（核燃料取扱主任者免状を有する者２名を含む。）の技術者が施設の設計等の業務に従事しており，このうち原子力関係業務に１０年以上従事した者が約４割を占めていること，（ｃ）運転開始後の運転管理に当たって，運転課，補修課，技術課，安全管理課等からなる組織を設けることとしていること，を理由に，原燃産業に加工の事業を適確に遂行するに足りる技術的能力があるものと認める旨判断した。そして，内閣総理大臣は，同年１２月１６日，原子力安全委員会に対し，規制法１４条２項に基づき，同条１項２号（技術的能力に係る部分に限る。）及び３号に規定する基準の適用について書面により意見を求め，その別紙において技術的能力に関する科学技術庁の上記判断内容を提示した。
２　原子力安全委員会は，昭和６３年７月２１日の第２９回定例会議で，原燃産業の技術的能力に関する審査を他の議題の審議とともに約２０分間にわたり実施し，原子力安全委員会事務局から配布資料「日本原燃産業株式会社六ヶ所事業所における核燃料物質の加工の事業の許可に係る技術的能力について（案）」（乙６９の１３）に基づく説明を受けた後，審議を行った。
上記配布資料は，重点的に確認すべき事項として，（ア）事業を適確に遂行するに必要な各部門が確立されることとなっており，また各部門に実務経験，知識等を有する管理者が確保される見通しがあること及び事業を適確に遂行するに必要な技術者が確保されているか又は確実な養成計画を有すること，（イ）法律上必要な核燃料取扱主任者等の有資格者が確保されること，（ウ）建設・運転の各段階における品質保証活動を体系的に実施できること，（エ）その他，が掲げられ，それぞれの事項に関する本件許可申請の適合性については，次のとおりの内容であった。
（１）　上記（ア）について
事業を適確に遂行するに必要な各部門としては，本社にウラン濃縮部，ウラン濃縮技術開発部，土木建築部，安全管理部等が，六ヶ所事業所に技術課，安全管理課，運転課，保修課等が設けられる。
これらの各部門に必要な技術者（管理者を含む。）は，本社約４０名，六ヶ所事業所約１２０名であり，現在，約１００名の技術者が施設の設計等の業務に従事している。これらの技術者は，電気，機械，原子力，化学，土木，建築等の技術者であり，このうち管理職員の原子力関係業務平均従事年数は約１４年，一般職の上記年数は約３年，全体では約８年である。このため事業遂行に必要な技術者の確保については，今後の定期採用等により増強を図ることとしている。また，採用した技術者に対しては，動燃事業団への派遣によるウラン濃縮工場の設計，建設及び運転に関する実務の修得，研修機関等への参加による関連知識の修得等による技術的能力の涵養及び養成のほか，必要に応じ動燃事業団等の技術的協力を受けることとしている。
以上のことから本事業を適確に遂行するに必要な管理者及び技術者は確保し得るものと判断する。
（２）　上記（イ）について
申請者は昭和６３年６月現在で核燃料取扱主任者有資格者３名，第１種放射線取扱主任者有資格者７名を有しており，また，技術者の確実な養成計画により，必要な有資格者を確保し得るものと判断する。
（３）　上記（ウ）について


建設・運転の各段階における品質保証活動のため，本社に品質保証計画の基本的事項を定める品質保証委員会を，本社及び事業所間に品質保証に関する指導，調整，審議等を行う品質保証連絡会議を設けることとしており，所要の品質保証活動を体系的に実施できるものと判断する。
（４）　上記（エ）について
遠心分離法によるウラン濃縮技術については，動燃事業団によって昭和５４年よりパイロットプラントが運転され，さらに，現在同事業団によって原型プラントの建設が進められている。
このため原燃産業は，動燃事業団との間に「ウラン濃縮施設の建設，運転等に関する技術協力基本協定」及び「技術協力の実施に関する協定」を結び，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ていることは，事業を適確に遂行する上に適切なことと判断する。
３　原子力安全委員会は，審議の中で，上記資料の記載内容のほか，原燃産業が擁するウラン濃縮関係の技術者約１００名（正確には９６名）のうち３１名が原子力関係業務への平均従事年数が１０年以上の者であること及び原燃産業が本社及び六ヶ所建設準備事務所に既に必要な組織を有していることも併せ考慮し，その結果，内閣総理大臣による規制法１４条１項２号（技術的能力に係る部分に限る。）の基準の適用は妥当なものと認めるとの結論に達し，その旨答申することを決定した。４　原子力安全委員会は，昭和６３年７月１３日，内閣総理大臣に対し，規制法１４条１項に規定する許可基準の適用について答申し，その中で，同項２号（技術的能力に係る部分に限る。）に関して，審査した結果妥当なものと認めるとの判断を示した。
第３　被告の主張に対する判断
上記で認定した原子力安全委員会の調査審議において審査基準として用いられた重点的確認事項は，原燃産業の技術的能力を質的及び量的な人的側面で確保するとともに，組織的な側面から品質保証の裏付けを保障しようとするものであり，その内容が不合理とは認められない。そして，本件許可申請を上記確認事項に照らして検討した結果，原燃産業に所定の技術的能力があるとの内閣総理大臣の判断を妥当なものとした原子力安全委員会の調査審議及び判断の過程も，確認事項に沿って必要な事項が本件許可申請書の記載により確認された結果のものといえ，これに看過し難い過誤，欠落があるとは認められない。
第４　原告らの主張に対する判断
１　原告らは，技術的能力の評価は申請者の過去の事業実績に対してするもので，将来の事業活動に対する見込み等は評価の対象とならないことを前提に，本件許可処分以前にウラン濃縮の試験研究や事業実績のない原燃産業には所定の技術的能力が欠けると主張する。
しかしながら，規制法第３章の加工の事業に関する規制は，加工事業の許可，変更の許可（１３条ないし１６条）のほかに，設計及び工事の方法の認可（１６条の２），溶接の検査（１６条の４），使用前検査（１６条の３），保安規定の認可（２２条）等の各規制が定められ，これらの規制が段階的に行われることとなっていることに照らすと，規制法が，加工事業許可処分の段階で，申請者において実際の加工事業の適確な遂行に必要な人的，組織的あるいは技術的体制をあらかじめ現に具備していることまで要求しているものとは解されず，加工事業許可手続においては，将来必要な人員や組織等が整備されることが相当の具体性と実現可能性を備えた計画によって示されていれば，それで足りるというべきである。したがって，これと異なる前提に立つ原告らの主張は，理由がない。２　また，原告らは，本件施設の稼働開始後に事故ないし不具合が発生した事実をもって，原燃産業の運転管理能力の欠陥は明らかであると主張する。しかし，原告らが指摘する事故ないし不具合（その内容は，後に第５章第３の５７でみるとおりである。）は，いずれも原燃産業において加工事業を適確に遂行するに足りる技術能力があるとした本件安全審査の前記判断の合理性を左右するに足りる事象であるとまでは認められない。したがって，原告らの主張は理由がない。３　このほか，原告らは，ＪＣＯ事故の原因や背景を根拠に，作業従事者の経験年数や核燃料取扱主任者の有資格者の有無ないし数は実際の技術的能力の有無とは無関係であるとして，ＪＣＯに対する加工事業許可処分と同様の審査がされたのみの技術的能力に関する本件安全審査には看過し難い過誤，欠落があると主張する。しかしながら，核燃料取扱主任者免状は，科学技術庁長官が行う核燃料取扱主任者試験に合格する等した者に対して交付され，これを有する者は，加工事業又は再処理事業における核燃料取扱主任者又は廃棄事業における廃棄物取扱主任者に選任される資格があり，科学技術庁長官は，核燃料取扱主任者免状の交付を受けた者が規制法又は規制法に基づく命令の規定に違反したときはその免状の返納を命ずることができる（規制法２２条の２，２２条の３，５１条，５１条の２０）。そして，核燃料取扱主任者試験は，核燃料物質取扱主任者の職務を行うに必要な専門的知識及び経験を有するかどうかを目的として行われる筆記試験で，試験事項は原則として（ａ）核燃料物質の化学的性質及び物理的性質，（ｂ）核燃料物質の取扱いに関する技術，（ｃ）放射線の測定及び放射線障害の防止に関する技術，（ｄ）核燃料物質に関する法令の４項目である（加工事業規則８条の３）。さらに，加工事業者は，核燃料物質の取扱いに関して保安の監督を行わせるために核燃料取扱主任者を選任しなければならないとされている（２２条の２）。このように，核燃料取扱主任者免状の交付手続やその保有者の資格等につき一定の規制がされていることに照らすと，同免状の保有者は，核燃料物質の取扱いや放射線障害の防止の技術等加工事業の適確な遂行に有益な一定の知識と技術を有していることは否定できない。また，原子力関係業務の経験年数も，加工事業の適確な遂行に有益な人的資源に求められる資質の一つであることは否定できないところである。そうすると，上記免状の保有者や原子力関係業務経験年数の長い者が，規範意識の鈍磨や作業上の慣れ，安全性への過信などが原因となって加工施設の安全を損なう行為に出る危険性があるとしても，あるいは原告らが主張するようにＪＣＯ事故の発生に核燃料取扱主任者免状を有する者の行為が何らかの寄与をしていたとしても，そのような危険は加工施設の作業従事者に対する継続的な研修や教育，啓発で防止されるべき性質のものであって，免状保有者の有無や人数，原子力関係業務の経験年数といった資質を有する人的資源が，加工事業者の所定の技術的能力の確保に全く資するところがないとまではいえない。


そして，先にみたとおり，技術的能力に関する本件安全審査は，原燃産業の従業員の上記免状保有者数と原子力関係業務の経験年数のみに着目してされたものではなく，他にも原燃産業の組織体制や動燃事業団その他外部における実習研修による人的資源の質的向上や動燃事業団からの技術的協力あるいは技術移転の計画といった事情を考慮してされたものであるから，原告らの主張によっても，なお，技術的能力に関する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。
第５　まとめ
以上検討したところによれば，本件許可申請について規制法１４条１項２号（技術的能力に係る部分に限る。）要件適合性を認めた内閣総理大臣の判断には，不合理な点はないものということができる。
第５章　規制法１４条１項３号要件適合性
第１　はじめに
前記前提事実等で認定した手続経過によれば，内閣総理大臣は，規制法１４条２項の規定に基づき，本件許可申請の同条１項３号の許可基準への適合性につき原子力安全委員会に諮問し，これを肯定する旨の同委員会の答申を受け，これに依拠して本件許可処分を行ったものと認められる。
そこで，本章では，前記（第２章第３の１，２）で説示したところに従い，内閣総理大臣の上記判断に不合理な点があるか否かにつき，本項においては上記判断が依拠した具体的審査基準に不合理な点があるか否かという点を，第２項以下においては本件施設が上記の具体的審査基準に適合するとした原子力安全委員会の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるか否かという点をそれぞれ検討するほか，本項では，上記具体的審査基準の合理性と併せて，本章の判断の前提となる基本的な考え方等についても裁判所の判断を示すこととする。
１　判断基準
規制法１４条１項３号が加工施設の位置，構造及び設備の安全性を確保して防止しようとしている災害は，その文言上，申請に係る加工施設が取り扱う核燃料物質に起因する災害を指すことは明らかである。そこで，本件施設が取り扱う核燃料物質である六フッ化ウランがいかなる潜在的危険性を有する物質であるかについてみた上で，本件許可処分の規制法１４条１項３号要件適合性を判断するに当たり，この六フッ化ウランのいかなる危険性に着目し，どのような基準を用いるべきかについて検討する。
（１）　事実認定
証拠及び弁論の全趣旨によれば，次の事実が認められる。ア　放射線の種類とその性質（証人Ｆ，弁論の全趣旨）放射線は，その種類ごとに，物質との相互作用及びその透過力，必要な遮へい方法等が異なっている。
アルファ線は，原子核のアルファ崩壊により放出される放射線で，陽子と中性子各２個で構成されるアルファ粒子の流れである。アルファ粒子は，正の２価の電荷を持ち，質量数は４で，その電荷や質量数が大きいことから物質との相互作用が大きく，このため透過力は極めて小さく，空気中でも数センチメートル程度しか透過できず，薄い紙１枚で完全に遮へいすることができる。ただし，このように短い距離で停止する間に他の物質と相互作用を行いその有するエネルギーを与えるため，同じ距離の中で他の物質を電離するような作用は，他の放射線に比べてはるかに大きい。
ベータ線は，原子核のベータ崩壊により放出される放射線で，ベータ粒子と呼ばれる電子又は陽電子の流れである。ベータ粒子の質量はアルファ粒子の約７０００分の１とアルファ線と比べるとはるかに小さいため，物質との相互作用は小さく，したがって透過力はアルファ線よりもかなり大きいが，空気中でも数十センチメートルないし数メートル程度しか透過できず，数ミリメートルないし１センチメートル程度の厚さのアルミニウムやプラスチックの板で完全に遮へいすることができる。
中性子線は，陽子とほぼ同じ質量を持ち電荷のない粒子である中性子の流れである。物質との相互作用の起こり方はその速度により異なり，したがって，透過力についても，低速度のものは透過力が小さいものの，高速度のものは透過力がかなり大きく，減速ないし遮へいされない限りは数キロメートル程度の距離にまで達することもある。中性子線は，水のように水素を大量に含む物質中を通し，質量のほぼ等しい水素の原子核と衝突させて減速させることができ，ホウ素やカドミウム等中性子を吸収する性質の強い物質により容易に遮へいすることができるようになる。中性子が他の元素の原子核に吸収されると，その原子核はもとの元素と質量数が異なる同位元素となるが，これは不安定なもの，すなわち放射性核種であることが少なくない。
これに対し，放射線のうち，電磁波であるガンマ線は，質量も電荷もないために物質との相互作用はベータ線と比べてもはるかに小さく，透過力が非常に大きい。これを遮へいするには厚い鉛板やコンクリート壁が必要である。イ　ウラン等による放射線被曝の危険性（乙７，弁論の全趣旨）放射線による被曝の形態は，体外に存在する放射性物質が発する放射線を被曝する外部被曝と，飲食物の摂取又は空気の吸入に伴って体内に取り込まれた放射性物質が発する放射線を被曝する内部被曝の２種類に大別される。このうち，ウランが放射性崩壊に伴って発するアルファ線又はベータ線は，上記のとおり透過力が弱く，人体でも皮膚の部分でほとんどエネルギーが吸収されてしまうために，外部被曝ではさほど重要な問題にはならない。これに対し，体内にウランが取り込まれた場合，体内におけるウランの代謝はウランの化学的形態（可溶性のウランか不溶性のウランかによる区別）及びウランの摂取経路（飲食物摂取によるか空気吸入によるか）等に依存し，体内に取り込まれたウランの一部は，排泄物，呼気等に混じって体外に排出され，一部が骨，腎臓等に蓄積されるが，このようにして体内に存するウランは，その発するアルファ線等が周囲の人体組織にエネルギーを与え，体内器官に大きな影響を及ぼすおそれがある。
このほか，ウランが核分裂反応を起こした場合には，放出された中性子のうち高速のものは時には数キロメートルの距離にまで達することがあり，人体組織を直接被曝させる外部被曝をもたらすほか，中性子を吸収した原子を放射性核種とする放射化現象を引き起こし，これにより生じた放射性物質が体内に取り込まれることにより生じる内部被曝を間接的にもたらすおそれがある。
ウ　環境中の放射線（弁論の全趣旨）


自然界には，宇宙線と呼ばれる宇宙から降り注ぐ放射線があるほか，地殻を構成している花崗岩，石灰岩，粘土等の物質，あるいは飲食物中にも含まれている放射性物質から放出される放射線も存在している。放射線や放射性物質は，このように天然に存在するもののほか，人工的に作り出されるものもある。自然放射線の被曝による一人当たりの線量当量は，居住地域や生活様式等によってかなりの差異を生じるが，平均して年間１．１ミリシーベルト程度であるとされており，その内訳は，宇宙線によるものが０．３５ミリシーベルト程度，大地からの放射線によるものが０．４ミリシーベルト程度，摂取された飲食物等からの放射線によるものが０．３５ミリシーベルト程度とされている。さらに，土壌・建材等から発生し空気中に含まれるラドン（ラジウムの崩壊により生ずる放射性の気体）等により，平均して年間１ミリシーベルト程度を受けている。この自然放射線による一人当たりの線量当量は地域によってかなりの差異があり，国内においても昀大の地域と昀小の地域との間には年間０．４ミリシーベルト程度の差異が認められる。ただし，局所的にはもっと高線量の場所も存在し，海外では約７ミリシーベルトを記録している地域もある。また，コンクリート造りの家屋の中で受ける線量当量は，コンクリートの中に含まれる天然の放射性物質からの放射線が加わって，木造の家屋の中で受ける線量当量の約１．５倍になる場合も決して珍しくないほか，高空では宇宙線を遮へいする効果のある空気の層が薄いため，高空を飛行する飛行機の中では地上よりも多く被曝することになり，例えば，パリ・ニューヨーク間をジェット機で１往復すると約０．０５ミリシーベルト多く被曝する。一方，大洋を航海する船舶の上では，大地からの放射線の影響がないので，受ける自然放射線量は少ない。
また，人工放射線の被曝による線量当量としては，例えば，胸部レントゲン間接撮影の場合には一回当たり０．３ミリシーベルト程度，胃の集団検診の場合には一検査当たり４ミリシーベルト程度を被曝することになる。自然放射線と人工放射線の性質やこれによる影響に区別はなく，放射線によって人体が受ける影響は，いずれも同一尺度である線量当量（単位はシーベルト）により表される。
エ　放射線の人体への影響（甲２，３，４７７，乙７，８，弁論の全趣旨）
（ア）　高線量の放射線被曝による影響
高線量の放射線被曝による影響としては，放射線を被曝した個人に現れる身体的障害と，その個人の子孫に現れる遺伝的障害とに分けられる。また，放射線の人への影響は，確率的影響と非確率的影響とに分けて考えるのが便利な場合もある。前者は線量当量に応じて放射線の影響が確率的に現れるもので，がんや遺伝的障害の発生がその例である。後者は影響の強さ（重篤度）が線量とともに変わるもので，そのためにその線量以下では影響が現れないといった「しきい値」があり得るような影響で，白内障，皮膚障害等がその例である。
（ａ）　身体的障害
身体的障害は，放射線被曝後数週間以内に現れる急性障害と，かなり長い潜伏期間を経て現れる晩発性障害とに分けられる。
このうち，急性障害は，短期間にあるレベル以上の線量の放射線に被曝した場合に初めて生じるものであって，線量当量，被曝部位等によってその障害の状況は異なるが，その症状としては，白血球の減少，皮膚の発赤（紅斑），脱毛等があり，線量当量が高くなると造血組織の障害等により死に至ることもある。例えば，全身の線量当量が０．５ないし１シーベルト程度の場合，白血球の一時的な減少が生じ，２．５ないし５シーベルト程度では，主として造血組織の障害のため被曝した人の半数が６０日以内に死亡し，７ないし１０シーベルト以上では，造血組織の障害により被曝した人の全員が死亡するといわれている。しかしながら，全身に０．５シーベルト以下の放射線を被曝したときは臨床症状はほとんど発生しないといわれている。
また，晩発性障害は，放射線被曝により急性障害が生じ，それが回復した後に，又は放射線被曝時には何らの障害も現れないまま数年ないし数十年が経過した後に，被曝した人の一部に発生することがあり得ると考えられているが，その症状としては，白血病やその他のがん，白内障等がある。晩発性障害のうち白血病やその他のがんのような確率的影響については，それらの発生と線量当量との関係について，比較的高線量領域ではほぼ直線関係が成立することが認められている。
（ｂ）　遺伝的障害
遺伝的障害は，放射線の被曝により生殖細胞中にある遺伝子に変化（突然変異）が生じ，それが子孫に伝えられて障害として現れるものである。放射線の線量当量と遺伝的障害の発生との関係については，人間以外のいくつかの動物の場合に，比較的高線量領域ではほぼ直線関係が成立することが認められている。
（イ）　低線量の放射線被曝による影響
低線量放射線の生物への影響は，身体的障害については，急性障害は上記のように全身に０．５シーベルト以下の放射線を被曝したときは臨床症状はほとんど発生しないといわれており，問題となるのは，晩発性障害及び遺伝的障害である。そして，晩発性障害の中でも，白内障のような非確率的影響については，低線量の放射線被曝によっては発生しないことがはっきりしており，しきい値があるとされている。
これに対し，晩発性障害のうち白血病やその他のがんのような確率的影響，あるいは遺伝的障害における障害の発生と線量当量との関係については，低線量の場合は自然放射線による影響との区別が困難であること，低線量の放射線の効果が線量に応じて小さくなることから影響の実験的証明に困難が伴うこと，生物には細胞や組織が持つ損傷回復力があり低線量の放射線の影響の現れ方が不分明であること，晩発性障害の潜伏期が長いこと，といった様々な理由から，その有無を明らかにする決定的な研究成果は得られていない。この点に関する研究としては，広島や長崎の原爆被害に関する経験的データや医療・原子力開発の従事者，原子力施設周辺住民等の被曝データに基づいた研究のほか，動植物に関する実験や観察による研究が行われているが，人的被害に基づいた研究は結果の評価が分かれており，動植物に関する研究も，その成果自体に対する評価のほかに研究結果の人間への応用の可否についても議論が分かれている。ただ，ショウジョウバエ，カイコやハツカネズミを用いて比較的低線量の放射線と遺伝子突然変異の間の直線関係を明らかにした研究については，その結果を直接人間に当てはめることはできないとしても，そのメカニズムを考えるとある程度までは人間にも当てはめてよいと考えられている。オ　規制値（当事者間に争いがない。）
（ア）　環境上の規制値


本件許可処分当時，我が国においては，ウランによる内部被曝について，身体的障害及び遺伝的障害の発生の頻度を無視し得るほど小さいものとするため，周辺監視区域（人の居住を禁止し，かつ，業務上立ち入る者以外の者の立入りを制限する措置を講ずる区域）外につき，空気中と水中とに分けて，その許容濃度を，例えば天然ウランの場合はそれぞれ１立方センチメートル当たり２×１０のマイナス１２乗マイクロキュリー及び６×１０のマイナス７乗マイクロキュリーと定めていた（許容被曝線量等を定める件１０条１項，６条１号，別表第３，加工事業規則１条４号）。これは，ＩＣＲＰの体内放射線量に関する専門委員会Ⅱの１９５９年（昭和３４年）報告及び同報告に対する１９６２年（昭和３７年）補遺を尊重し，放射線審議会の答申を受けて，同報告書中の天然ウランに係る昀も厳しい値に基づき定められた数値であった。
しかし，上記の許容被曝線量等を定める件は，本件許可処分の直前の昭和６３年７月２６日に科学技術庁の告示が出された線量当量限度等を定める件により平成元年３月３１日限りで廃止となり，同年４月１日以降は，線量当量限度等を定める件が，１９７７年（昭和５２年）のＩＣＲＰの勧告及び１９８５年（昭和６０年）のパリ声明に基づき，内部被曝については線量当量限度を基準としたより直接的な管理が可能なように，周辺監視区域外における空気中及び水中の放射性物質の濃度限度を，周辺監視区域外の公衆の個人が１年間呼吸し，又は水を１年間飲み続けた場合の内部被曝により１ミリシーベルトの実効線量当量となるような空気中及び水中の三か月の平均の放射性物質の濃度と定め，さらに，外部放射線，空気の吸入摂取及び水の経口摂取により併せて被曝する場合にあっては，これらによる線量当量を合計しても，公衆の個人の線量当量限度は実効線量当量で１年間につき１ミリシーベルトとすることを定めている（線量当量限度等を定める件９条１項，加工事業規則１条３号，７条の８第４号及び７号）。
（イ）　公衆被曝の規制値
本件許可処分の当時，核燃料物質の加工施設における周辺監視区域外の許容被曝線量，すなわち公衆の許容被曝線量は，１年間につき０．５レム（５ミリシーベルト）とされていた（許容被曝線量等を定める件２条，加工事業規則１条４号）。これは，１９５８年（昭和３３年）のＩＣＲＰの公衆に対する許容被曝線量に関する勧告を尊重し，総理府に設置された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定められた数値であり，アメリカ，カナダ，ソ連等の諸外国においても採用されていた数値である。
ところで，ＩＣＲＰは，上記公衆に対する許容被曝線量を勧告するに当たっては，放射線被曝による障害については，しきい値が存在するかも知れないことを認めながらも，これを積極的に肯定するまでの知見は得られていないので，いかに低い被曝線量でも障害が生じるかも知れない，換言すれば，低線量放射線被曝と障害発生との間に直線関係が成り立つかも知れないという慎重な仮定の下に，長年にわたるエックス線やラジウムその他の放射性物質の使用経験，人間その他の生物の放射線障害に関する知見に照らして，身体的障害及び遺伝的障害の発生する確率が無視し得るほど小さい線量を社会的に容認できる許容線量として，このような数値を勧告したものである。
現在では，核燃料物質の加工施設における周辺監視区域外の線量当量限度，すなわち公衆の線量当量限度は，実効線量当量について１年間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（線量当量限度等を定める件３条，現行の加工事業規則１条３号）。これは，１９７７年（昭和５２年）のＩＣＲＰの勧告及び１９８５年（昭和６０年）パリ声明に基づき，先の関係法令を改廃したものである。この法令の改廃では，旧法令の「被曝放射線量」及び「許容被曝線量」を，それぞれ「線量当量」及び「線量当量限度」と改めるとともに，実効線量当量及び組織線量当量の二元管理を行うことにより，放射線防護基準を体系的に整理している。すなわち，実効線量当量を用いることによって放射線の確率的影響を総合的に評価し，一般公衆が放射線から受けるリスクを社会的に容認できるレベル，すなわち公共輸送機関の事故等により受けるリスクと同程度のレベルに制限するとともに，組織線量当量を用いることによって，皮膚及び眼の水晶体の組織の線量当量をしきい値以下にすることで，非確率的影響の発生を防止するものである。
（カ）　六フッ化ウランの化学的危険性（甲５００，証人Ｇ）六フッ化ウランは，反応性・腐食性の強い劇物で，皮膚に触れた場合には熱傷を引き起こし，吸入した場合には呼吸器系組織を激しく損傷して致命的となるおそれがあり，可燃物を着火させることもある。そして，六フッ化ウランは，前記前提事実等のとおり，大気圧下では常温で固体であるが，昇華点は摂氏５６．５度で，常温でも揮発性は高く，気体の状態では分子量が大きいため地表近くを漂う傾向が強い。
また，六フッ化ウランは，水（空気中の水蒸気を含む。）と反応してフッ化ウラニル及びフッ化水素を生じる性質があるが，フッ化水素は，常温では液体であるものの，揮発性が高く常温でも気化しやすい性質を有しており，腐食性や人体の組織への侵襲性が強いほか，気体やその水溶液の毒性も極めて強く，許容濃度は３ｐｐｍと極めて低い。
（キ）　放射性廃棄物の危険性（乙７５，弁論の全趣旨）放射性廃棄物は，放射性気体廃棄物，放射性液体廃棄物及び放射性固体廃棄物に分類され，本件施設では，放射性気体廃棄物としては施設から放出される排気が，放射性液体廃棄物としては分析排水や洗缶排水等の排水及び使用済みの洗浄用溶剤等が，放射性固体廃棄物としてはシリンダ類の交換作業等の非定常的な作業の際に発生するウェス，ゴム手袋等が，それぞれ発生する。これらが不相当な方法で処分された場合，これらの廃棄物に接し又は摂取した本件施設内外の者が外部被曝ないしは内部被曝を受ける危険がある。
（２）　本件施設において問題となる災害


上記認定事実によれば，本件施設が取り扱う核燃料物質である六フッ化ウランに起因する災害としては，六フッ化ウランが放射性崩壊に伴って発するアルファ線及びベータ線による内部被曝（透過力が小さいために外部被曝は問題にならない。），六フッ化ウランが核分裂反応に伴って発する中性子線に起因する外部被曝及び内部被曝，本件施設で生じた放射性廃棄物が施設外で引き起こす外部被曝及び内部被曝並びに六フッ化ウランないしはこれから生成したフッ化水素の化学的な劇物性ないしは毒物性に起因するものを挙げることができる。しかしながら，一般に核燃料物質が化学的に毒物性又は劇物性を有していることにより生じるおそれのある災害については，毒物及び劇物取締法が上記の性質に着目して必要な規制を設けているところであり，規制法が同じ視点から核燃料物質である毒物及び劇物についてより厳重な規制を加えているとは解されない。したがって，本件施設について規制法１４条１項３号要件適合性を検討するに当たっても，同号にいう「核燃料物質による災害」としては，六フッ化ウラン及びフッ化水素の化学的な性質に起因するものを念頭に置く必要はないというべきである。
（３）　本件施設に求められる安全性の意義
六フッ化ウランが放射性崩壊により発するアルファ線及びベータ線による内部被曝は，六フッ化ウランが本件施設から外部環境に漏出する等して人体に摂取されることで生じるものであるから，本件施設について規制法１４条１項３号要件適合性を検討するに当たっては，六フッ化ウランが平常時に本件施設内に閉じ込められていることはもちろん，様々な事故が原因で本件施設外へ大量に漏出等することのないような事故防止対策が講じられていることが必要となる。また，六フッ化ウランが核分裂反応により発する中性子線に起因する外部被曝及び内部被曝については，核分裂反応を連鎖的に引き起こす臨界状態をいかにして生じさせないかという臨界管理が重要となる。
そうすると，結局，加工施設の位置，構造及び設備が上記のような災害の防止上支障がないものであることという規制法１４条１項３号要件適合性については，具体的には，六フッ化ウランが平常時はもちろんのこと，事故によっても本件施設外へ大量に漏出等することのないよう，ウランの閉込め機能の確保対策及び諸般の事故防止対策が講じられているか否か，臨界管理が適切に行われているか否か，放射性廃棄物管理が適切に行われているか否か，という観点から判断されるべき事柄であるということができる。
（４）　求められる安全性の内容と程度
本件施設において問題となる六フッ化ウランに起因する災害の防止対策の適否を審査するに当たっては，放射線の人体に対する影響において，一定の線量以下では障害が発生しないような限界値（しきい値）があるか否かが問題となるが，（ａ）放射線の人体への影響のうち急性障害や一部の晩発性障害にはしきい値はないとされているのに対し，がんや白血病等の晩発性障害や遺伝的障害の発生については，しきい値の有無に関する決定的な研究成果はないものの，遺伝的障害の発生と比較的低線量の放射線との間には直線関係があると考えてもよいと考えられていること，（ｂ）本件許可処分当時の国内の許容被曝線量の規制値や現在の線量当量限度の規制値，あるいはその基礎となったＩＣＲＰの勧告値は，低線量放射線被曝と障害発生との間に直線関係が成り立つかもしれないという仮定に基づいていること，といった前記認定事実のほか，（ｃ）規制法１４条１項３号要件適合性の判断においては，人体への障害発生との関係の有無が確認されていない放射線の影響については，これを存在するとの前提に立たない限り加工施設について核燃料物質による災害の防止上支障がないことにはならないことも併せ考慮すると，上記３号要件適合性に関する裁判所の審理判断は，しきい値の存在を前提として行うのが相当であるというべきである。
ところで，加工施設に求められる安全性の程度，すなわち核燃料物質が有する潜在的危険の顕在化を防止すべき程度については，上記のように放射線の人体に対する影響のうち一定のものにしきい値がないものとした場合，そのような非確率的影響をいかなる程度においても防止しようとするならば，六フッ化ウランの漏洩や放射性廃棄物の排出を皆無とし，臨界事故その他の事故発生の可能性も絶対的に零としなければならないことになる。しかし，証人Ｆの証言によれば，およそ人工の設備ないし機器は，万全の手当を講じたとしても，何らかの破綻ないし事故が発生する可能性を必然的に有しており，これを絶対的に零にすることは不可能であることが認められる。そうすると，核燃料物質が有する潜在的危険の顕在化を完全に防止し得るような加工施設は存在し得ないということになり，したがって，上記のような意味における安全性を有する加工施設はおよそ存在せず，あらゆる加工事業許可申請は安全審査を通過し得ないために不許可とならざるを得ない。しかしながら，原子力基本法が，原子力の研究，開発及び利用の推進は将来におけるエネルギー資源の確保や学術の進歩と産業の振興をもたらし，人類社会の福祉と国民生活の水準向上とに寄与するものであるとの考え方（１条）や，原子力の研究，開発及び利用が平和の目的や安全確保と共存し得るものであるとの考え方（２条）を示していること，また，規制法が核原料物質，核燃料物質及び原子炉の利用とこれらによる災害を防止して公共の安全を図ることが両立し得ることを前提としていること（１条）等に照らし，上記のような事態が規制法の予定するところでないことはいうまでもなく，規制法が予定している加工施設の安全性も，上記の意味のものであるとは解されない。


しかして，およそあらゆる人工の設備ないし機器は程度の差こそあれ常に何らかの危険を伴うことは避け難いところであり，しかもその中には加工施設と同様にひとたび破綻ないし事故が生じれば人の生命身体に危害を及ぼすようなものが少なくないにもかかわらず，そのような絶対的安全性を欠く設備機器の存在を国内外の法規や社会通念が許容し，その利用が現代における人々の生活や経済活動に深く浸透してこれを支える不可欠の要素となっているのは，設備機器の本質的危険性の程度とその利用によって得られる社会的な効用や利便の大きさとを比較衡量したときに前者に後者が優越しているときはその設備機器を一応有益なものと評価してその存在可能性を認めた上，当該設備機器の具体的危険性が社会通念上容認し得る一定水準以下に保たれる場合には，これが「安全性」を備えているものとして利用することが許されるとの考え方に基づくものであるといえる。そして，原子力基本法や規制法が原子力等の利用と安全確保等の両立をうたいつつ，安全性を審査した上で加工施設を設置して加工事業を行うことを許容しているのも，基本的には人工の設備機器の利用に関する上記の考え方に立脚し，加工施設の利用によって得られる社会的な効用等の大きさが加工施設の本質的危険性の程度に優越しているとの価値判断の下に，加工施設一般について加工事業許可を与える余地を認めた上で，個別の加工施設の具体的危険性が社会通念上容認し得る一定水準以下に保たれているか否かを確認し，これが認められるときには必要とされる安全性を備えているものとして加工事業の遂行を許可する趣旨であると解される。したがって，規制法１４条１項３号が予定する加工施設の安全性の程度は，その危険性が社会通念上容認し得る一定水準以下に保たれていることを要すると解するのが相当である。もっとも，上記の社会通念上容認し得る一定水準の具体的内容を各設備・機器の安全性や立地条件等の諸条件について個別具体的に示すことは，甚だ困難といわざるを得ない。とはいえ，各設備・機器につき発生が想定される事故が施設外にもたらす環境や人体への影響については定量的な評価が可能であり，政府の放射線被曝に関する規制が環境中の放射性物質の濃度や公衆の被曝線量等について規制値を定める方法で行われているのも同じ趣旨であるといえる。しかしながら，これらの規制値は，その放射性物質や放射線の由来を問うことなく空気中又は水中の放射性物質の濃度や公衆の被曝量を定めているものであって，環境中にはもともと本件施設に由来する放射性物質ないし放射線以外にも人工の放射性物質や放射線が存在している以上，本件施設から放出される放射性物質や放射線による被曝量それ自体が上記の規制値を満足していれば足りるという性質のものでないことは当然である。したがって，本件における裁判所の判断も，本件許可処分当時の政府の規制値である許容被曝線量等を定める件所定の環境中の許容濃度及び許容被曝線量や，本件許可処分当時ＩＣＲＰの勧告を受けて既に科学技術庁の告示が出されていた線量当量限度等を定める件（ただし，その適用は平成元年４月１日からである。）における規制値を単に下回っていれば足りるとするものではなく，本件施設から放出される危険性のある放射性物質又は放射線による公衆の被曝線量が，上記の規制値を下回ることは当然のこととして，さらに環境中に自然に存在する放射性物質及び自然放射線による一般公衆の線量当量並びに診療を受けるための被曝による線量当量を参考にしながら，社会通念上許容し得る一定水準以下に保たれているか否かを基準にして行うこととする。
２　本件安全審査の基本的な考え方と具体的審査基準
（１）　事実認定
証拠（乙１４，１５，７０の１１，証人Ａ，証人Ｂ）及び弁論の全趣旨によれば，次の事実が認められる。
ア　原子力安全委員会は，規制法の規制対象となる核燃料施設のうち，加工施設，再処理施設及び使用施設等について，各工程を通じて核燃料物質が臨界に達しないための対策及び放射性物質を閉じ込めるための対策等が必要となるとの考えの下に，その安全審査に際し統一的視点からの評価が可能となるように，これらの核燃料施設に共通した安全審査の基本的考え方を取りまとめたものとして，昭和５５年２月７日付け決定により核燃料施設基本指針を定めた。また，同委員会は，この決定が当該指針に基づき各種核燃料施設についてその特質に応じた個別の安全審査指針を整備するものとしていることを受けて，加工事業許可の申請に係るウラン加工施設の安全審査を客観的かつ合理的に行うため，ウラン加工施設に対する安全審査上の指針として加工施設指針をとりまとめ，同年１２月２２日付けで決定した。この加工施設指針は，核燃料施設基本指針の各指針について，ウラン加工施設の特質に即して詳細な基準を定め，あるいは具体化する内容になっている。核燃料施設基本指針の内容は，次のとおりである。
（ア）　基本的条件
核燃料施設の立地地点及びその周辺においては，大きな事故の誘因となる事象が起こるとは考えられないこと。また，万一事故が発生した場合において，災害を拡大するような事象も少ないこと。
（イ）　平常時条件
核燃料施設の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。
（ウ）　事故時条件
核燃料施設に昀大想定事故（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，一般公衆の被爆線量が昀大となるもの）が発生するとした場合，一般公衆に対して，過度の放射線被曝を及ぼさないこと。
（エ）　閉じ込めの機能
核燃料施設は，放射性物質を限定された区域に閉じ込める十分な機能を有すること。
（オ）　放射線遮へい
核燃料施設においては，従事者等の作業条件を考慮して，十分な放射線遮へいがなされていること。
（カ）　放射線被曝管理
核燃料施設においては，従事者等の放射線被曝を十分に監視し，管理するための対策が講じられていること。
（キ）　放射性廃棄物の放出管理
核燃料施設においては，その運転に伴い発生する放射性廃棄物を適切に処理する等により，周辺環境へ放出する放射性物質の濃度等を実用可能な限り低くできるようになっていること。
（ク）　貯蔵に対する考慮
核燃料施設においては，放射性物質の貯蔵等による敷地周辺の放射線量を実用可能な限り低くできるようになっていること。
（ケ）　放射線監視
核燃料施設においては，放射性廃棄物の放出の経路における放射性物質の濃度等を適切に監視するための対策が講じられていること。
また，放射性物質の放出の可能性に応じ，周辺環境における放射線量，放射性物質の濃度等を適切に監視するための対策が講じられていること。
（コ）　単一ユニットの臨界安全


核燃料施設における単一ユニットは，技術的にみて想定されるいかなる場合でも臨界を防止する対策が講じられていること。
（サ）　複数ユニットの臨界安全
核燃料施設内に単一ユニットが二つ以上存在する場合には，ユニット相互間の中性子相互干渉を考慮し，技術的にみて想定されるいかなる場合でも臨界を防止する対策が講じられていること。
（シ）　臨界事故に対する考慮
誤操作等により臨界事故の発生するおそれのある核燃料施設においては，万一の臨界事故に対する適切な対策が講じられていること。
（ス）　地震に対する考慮
核燃料施設における安全上重要な施設は，その重要度により耐震設計上の区分がなされるとともに，敷地及びその周辺地域における過去の記録，現地調査等を参照して，昀も適切と考えられる設計地震力に十分耐える設計であること。
（セ）　地震以外の自然現象に対する考慮
核燃料施設における安全上重要な施設は，敷地及びその周辺地域における過去の記録，現地調査等を参照して，予想される地震以外の自然現象のうち昀も過酷と考えられる自然力を考慮した設計であること。
（ソ）　火災・爆発に対する考慮
火災・爆発のおそれのある核燃料施設においては，その発生を防止し，かつ，万一の火災・爆発時には，その拡大を防止するとともに，施設外への放射性物質の放出が過大とならないための適切な対策が講じられていること。
（タ）　電源喪失に対する考慮
核燃料施設においては，外部電源系の機能喪失に対応した適切な対策が講じられていること。
（チ）　放射性物質の移動に対する考慮
核燃料施設においては，核燃料施設内における放射性物質の移動に際し，閉込めの機能，放射線遮へい等について適切な対策が講じられていること。
（ツ）　事故時に対する考慮
核燃料施設においては，事故に対応した警報，通信連絡，従事者の退避等のための適切な対策が講じられていること。
（テ）　共用に対する考慮
核燃料施設における安全上重要な施設は，共用によってその安全機能を失うおそれのある場合には，共用しない設計であること。
（ト）　準拠規格及び基準
核燃料施設における安全上重要な施設の設計，工事及び検査については，適切と認められる規格及び基準によるものであること。
（ナ）　検査，修理等に対する考慮
核燃料施設における安全上重要な施設は，その重要度に応じ，適切な方法により検査，試験，保守及び修理ができるようになっていること。イ　原子力安全委員会は，本件安全審査における調査審議に当たり，上記各指針に基づいて検討を行ったほか，米国国立標準協会（Ａｍｅｒｉｃａｎ　ｎａｔｉｏｎａｌ　ｓｔａｎｄａｒｄ　ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ，略称ＡＮＳＩ）が定める規格，国内の様々な技術基準をも参考とし，さらに先行のウラン濃縮施設の設計や運転実績，試験研究の結果等，様々な分野の技術的な知見の蓄積も活用した。ウ　本件安全審査では，ウラン濃縮施設の特質を考慮して，ウランの潜在的危険性の顕在化を防止するためには，ウランを特定の区域に閉じ込め，極力外部環境へ出さないようにすることに尽きるとの考えから，ウラン濃縮施設における安全性確保対策は次の四つの審査事項に集約されるとの基本的な考え方に立って，これらが満たされているか否かを検討した。
（ア）　加工施設の基本的立地条件に係る安全性確保対策加工施設の立地地点及びその周辺における自然環境及び社会的環境を検討して，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ないこと，また，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していること。
（イ）　加工施設自体の安全性確保対策
加工施設自体につき，放射性物質の閉込め機能，臨界安全管理，火災爆発の防止，電源喪失に対する考慮等の点において，安全性確保対策を講じていること。
（ウ）　公共の安全性確保
加工施設中の安全上重要な施設との関連において，昀大想定事故，すなわち技術的に見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。
（エ）　平常運転時の被曝低減に係る安全性確保対策
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，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）ないし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所定の周辺監視区域外の線量当量である実効線量当量１ミリシーベルト以下となるのみならず，これを実用可能な限り低減させるように，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じていること。
（２）　被告の主張に対する判断
上記認定のとおり，本件安全審査においては，基本的立地条件とし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を審査するとともに，加工施設自体において事故を防止するための安全性確保対策が図られているか，また，平常運転時においても被曝低減対策を講じているかどうかを審査し，さら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ことを確認することとしており，このような四つの観点から安全性確保対策を検討するとの考え方は，本件施設における六フッ化ウランの潜在的危険性の顕在化を防止するために必要な前記検討事項（六フッ化ウランが平常時はもちろんのこと，様々な事故によっても本件施設外へ漏出等することのないよう，ウランの閉込め機能の確保対策及び諸般の事故防止対策が講じられているか否か，臨界管理が適切に行われているか否か及び放射性廃棄物管理が適切に行われているか否か）に照らし，不合理とはいえない。
そして，具体的審査基準として用いられた核燃料施設基本指針及び加工施設指針も，上記審査事項に対応した内容となっており，現在の科学技術水準に照らしても，各審査事項を審査するにつき不合理な内容とは認められないほか，原子力安全委員会がその他の技術基準を参考とし，あるいは既存の技術的知見の蓄積を活用したことについても，その技術基準や知見に不合理な点は認められない。
３　原告らの主張に対する判断
（１）　原告らは，ウランの放射能毒性，化学毒性及びウランの崩壊生成物の危険性を指摘し，ウランのような危険な物質を大量に取り扱うことを理由として本件施設の建設は許されないと主張する。


しかしながら，前記のとおり，規制法は，原告らが指摘するような危険性を前提としながら，一定の安全性を備える加工施設については加工事業を許可し得るとの考えの下，加工施設の安全性につき必要な規制を行っているものであるから，本件施設の具体的な危険性を指摘することなく本件施設がウランを大量に取り扱うことのみを理由とする原告らの上記主張は，失当である。
（２）　原告らは，ＩＣＲＰの勧告値が信頼に足りず，これに依拠した被告の立場は破綻している旨主張するが，本件安全審査がＩＣＲＰの勧告に基づいて定められた政府の規制値（本件許可処分当時は許容被曝線量等を定める件）を下回っていることをもって直ちに本件施設の安全性を肯定したものでないことは後にみるとおりであるから，原告らの主張は，前提を欠いており理由がない。（３）　原告らは，加工施設指針の内容が具体性を欠いており実効性に欠ける旨主張する。
しかしながら，加工施設に要求される安全性の内容及び程度は加工施設の種類に応じて様々である上，その安全性を確保する方法も多種多様で，技術性専門性も極めて高いものであるから，これに関する基準を事前に一義的に定めるのはかえって不合理というべきであること，前記（第２章第２）のとおり，規制法１３条の加工事業の許可手続は，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（１６条の２）の段階で規制の対象とされる当該加工施設の具体的な詳細設計及び工事の方法は規制の対象とはならないから，加工事業許可に当たって行われる安全審査の審査基準においてもこれら具体的な詳細設計や工事方法にかかわる事項を定める必要まではないこと，加工施設指針を用いて安全審査を行う主体は，核燃料物質及び原子炉に関する安全の確保のための規制等を所管事項とする原子力安全委員会と，学識経験者及び関係行政機関の職員から任命される審査委員により組織され核燃料物質に係る安全性に関する事項の調査審議を任務とする核燃料安全専門審査会であること，加工施設指針が設けられた趣旨が前記認定のとおり安全審査の客観性及び合理性を確保するために統一的視点を提供することにあること，以上の点を総合すれば，安全審査において用いられる審査基準は，原子力安全委員会及び核燃料安全専門審査会が申請に係る加工施設について当該施設の基本設計ないし基本的設計方針において安全性を有するか否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というべきである。そして，加工施設指針は，本件施設における核燃料物質の潜在的危険性の顕在化を防止するという安全性の確保上必要な内容を備えていることは前記のとおりであるから，上記基本的枠組みとしての機能を十分に果たし得るものといえ，これが具体性ないし実効性に欠けるとの批判は当たらないというべきである。また，原告らは，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内容が不十分であると主張する。そして，この点に関しては，証人Ｅの証言中には，事故例の分析をしたところでは，一つ一つは大事故に直接つながらないような小さな人為ミスや故障が，他の人為ミスや故障を誘うというように，人間と機械のインターラクションの中で将棋倒し式にことが発展して大きな事故が起こるというのが実際の事故のパターンであるとする部分がある。また，証人Ｆの証言中には，全体のシステムの安全性については，個々の機器の故障や作業者のミスのみで議論されるべきではなく，ある事象がシステムの中で次にどのような影響を及ぼすかを考慮して総合的に検討する必要があるとする部分がある。
しかしながら，加工施設指針は，技術的にみて発生が想定される範囲の事故について考慮することとしているところ（乙１５），ある事象から連鎖的に他の事象が発生して事故が拡大するという場合については，そのような連鎖が技術的にみて想定される因果関係を有する限り加工施設指針はそのような事態をも含めて事故の想定をしていると解されるから，上記の批判は当たらないというべきである。また，相互に関連性のない複数の独立の事象が同時に発生するという事態については，加工施設指針も想定していないものと認められるものの，そのような事態の発生する確率は各個の事象の発生する確率の積として算出される極めて小さいものであるから，そのような事態を想定していないからといって，加工施設指針をそれ自体不合理と評することはできない。したがって，原告らの主張は理由がない。（４）　原告らは，ウラン濃縮施設では安全性確保手段において他のウラン加工施設より厳格な規制が必要であることを理由として，加工施設指針はウラン濃縮施設の安全性を審査する基準としては不十分であると主張する。しかしながら，加工施設指針がウラン濃縮施設における安全の確保上必要な内容を備えていることは前記のとおりであるから，上記主張は採用できない。
４　次項以下の判断について
本件安全審査では，前記２の（１）のウのとおり，加工施設の基本的立地条件に係る安全性確保対策，加工施設自体の安全性確保対策，公共の安全性確保及び平常運転時の被曝低減に係る安全性確保対策の四つの観点から本件許可申請を検討しており，そのような判断の方法は，六フッ化ウランを取り扱う本件施設の安全性の判断手法として適切であるということができるから，本件安全審査の調査審議及び判断の過程における過誤，欠落の有無に関する次項以下の当裁判所の判断も，それぞれの観点ごとに，原子力安全委員会若しくは核燃料安全専門審査会の調査審議及び判断の過程を検討することとする。
第２　加工施設の基本的立地条件に係る安全性確保対策
１　はじめに
本件施設に求められる前記の意味における安全性は，本件施設の基本的立地条件との関係では，本件施設の各種の立地条件において，本件施設の一部又は全部の損傷によって六フッ化ウランの漏洩をもたらすような事故を引き起こす危険性が社会通念上容認し得る一定水準以下に保たれているか否かという観点から検討されるべきこととなる。
２　指針の内容（乙１４，１５）
核燃料施設基本指針１は，立地条件の基本的条件について，核燃料施設の立地地点及びその周辺においては，大きな事故の誘因となる事象が起こるとは考えられないこと，また，万一事故が発生した場合において災害を拡大するような事象も少ないことを定めている。そして，加工施設指針１は，この点に関し，事故の誘因を排除し，災害の拡大を防止する観点からウラン加工施設の立地地点及びその周辺における次の事象を検討し，安全確保上支障がないことを確認することとしている。
（１）　自然環境
ア　地震，洪水，台風，豪雪，高潮，津波，地滑り，陥没等の自然現象
イ　風向，風速，降雨量等の気象
ウ　河川，地下水等の水象及び水理
エ　地盤，地耐力，断層等の地質及び地形等
（２）　社会環境
ア　近接工場等における火災，爆発
イ　農業，畜産業，漁業等食物に関する土地利用及び人口分布等
３　本件安全審査の内容


証拠（乙９，２４，３６ないし４０，６２，６９の１１，７５，証人Ｂ，同Ｃ）及び弁論の全趣旨によれば，本件安全審査では，本件施設の基本的立地条件について，以下のとおり，敷地，地盤，地震，気象，水理・水象及び社会環境の各側面から検討が行われ，立地地点及びその周辺においては大きな事故の誘因となる事象が起こるとは考えられず，また，万一事故が発生した場合において災害を拡大するような事象も少ないことを確認したことが認められる。
（１）　敷地
本件安全審査では，本件施設を設置する原燃産業の六ヶ所事業所は，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て，事業所の面積は約３４０平方メートル，本件施設の標高は約３６メートルであることを確認した。
（２）　地盤
地盤に関しては，施設が設置される場所が十分な地耐力を持っているかどうかという観点のほか，地滑り又は陥没は，これが発生した場合，本件施設の建物の傾斜や倒壊を招く危険があることから，敷地に地滑り又は陥没の危険性があるかどうかが検討され，さらに，仮に本件施設の敷地内に断層が存在した場合，近い将来において地震を発生させ，本件施設の安全性を損なう要因となり得ることが問題になるほか，断層の変動によって本件施設の安全性が直接に損なわれることも考えられるため，敷地に施設に影響を与えるような断層があるかという観点からも検討が行われた。
ア　地耐力について
（ア）　本件安全審査では，次の事項を確認した。
（ａ）　本件敷地内では，原燃産業により５０本余りのボーリング調査が行われており，その結果，鷹架層と呼ばれる新生代第３紀層の岩盤が敷地全体に広がっていることが確認されている。また，青森県発行の土地分類基本調査を参照したところでも，鷹架層が本件敷地に十分な広がりを持っていることが確認されている。（ｂ）　新生代第３紀の岩盤層は，上部境界に近い部分では風化が進んでいる可能性があるものの，それ以外の部分は，十分な安定性と地耐力がある地盤であって，通常の構造物の支持層として十分な能力を持っていると理解されている。（ｃ）　地盤の地耐力を調査する代表的な方法としては，重さ６３．５キログラム重のハンマーを７５センチメートルの高さから落下させて３０センチメートル打ち込むのに要する回数を調べ，そのＮ値と呼ばれる回数をもって地盤の固さの指標とする標準貫入試験があり，世界各地で用いられているほか，ＪＩＳ規格でも試験方法が定められている。また，Ｎ値と地耐力の相関関係については実績のある経験式が認められており，日本建築学会が定める建築基礎構造設計指針及び同解説では，Ｎ値とこれから期待できる地耐力との関係が示されていて，Ｎ値が５０以上の岩盤については１平方メートル当たり５０トンの地耐力を期待してよいこととされている。本件敷地については，建物建設予定地周辺の７箇所で標準貫入試験が実施されており，そのいずれにおいても，鷹架層のうち本件施設の建物の支持層として設定されている位置ではＮ値が５０以上との調査結果が得られた。（ｄ）　ボーリング調査で得られたコアの観察及びボーリング柱状図によれば，本件施設の支持地盤として問題になるような軟らかい層は含まれていない。（イ）　本件安全審査では，上記の事項を検討した結果，地耐力については，本件施設の建物が鉄骨の２階建て程度のものであることを踏まえ，新生代第３紀の岩盤である鷹架層で，しかもＮ値５０以上の層を支持地盤とすることから，十分な地耐力を有する地盤を支持地盤としていると判断した。
イ　地滑り・陥没の危険性について
本件安全審査では，現地調査によって現地の地形や地質のほかボーリング調査で得られたコアの観察が行われたほか，文献調査によっても本件敷地やその周辺で地滑り又は陥没が発生したことは認められないことを確認し，敷地において地滑り又は陥没が起こる可能性はないと判断した。
ウ　断層について
（ア）　本件安全審査では，次の点を確認した。
（ａ）　青森県発行の土地分類基本調査に基づいた文献調査及び現地調査の際に行われたボーリングコアの観察結果上は，本件敷地内に断層は見つからなかった。（ｂ）　ボーリング調査でサンプルが採取される範囲より深い範囲には，昔に動いた断層がある可能性はあり，そのような断層についてはボーリング調査で調査することはできないものの，仮にそのような古い断層が存在したとしても，本件施設に影響を与える断層ではないと考えられた。
（ｃ）　本件敷地内でも，ボーリング孔と他のボーリング孔との間にあってボーリング調査では発見されなかった断層がある可能性はあるが，そのような規模の断層は大きな地震を引き起こすような断層であるとは考えられない。（ｄ）　現地調査では，敷地造成の際に作られた法面において砂岩の地層と凝灰岩類の地層とが垂直に接していることが観察されているところ，これが断層であるか否かは明らかではないものの，その境界面が完全に固着していること及びこれらの境界がその上部にある第４紀の段丘堆積層にずれの影響を与えていないことから，仮に断層であったとしても本件施設に影響を及ぼすものではないと判断される。（イ）　本件安全審査では，上記の確認事項を考慮した結果，本件敷地内に本件施設の安全性に影響するような断層はないものと判断した。
エ　結論
本件安全審査では，以上の検討の結果，地盤の面では，敷地の選定に問題はないとの判断を下した。
（３）　地震


ア　本件安全審査では，地震について，自然現象として繰り返し起こるという性質を持っており，有史以来の記録調査によってどの程度の地震がどのような間隔で発生し，どの程度の影響があったかどうかを知ることができるという知見に基づき，本件敷地周辺での過去の被害地震について，揺れや被害の程度が具体的に判明している地震については直接に本件敷地における震度階を調査したほか，文献調査により過去の被害地震の規模及び震央の距離を調べ，任意の地点における地震のマグニチュード及び震央距離と当該地点での震度階との相関関係を示す相関図に当てはめ，本件敷地における震度階を推定するという検討を行った。まず，本件許可申請書では，「資料日本被害地震総覧」（いわゆる宇佐美カタログ），いわゆる宇津カタログ（１９８２）及び気象庁地震月報の各資料に掲載された地震中，震央が本件敷地から半径２００キロメートル以内にありかつ一定規模以上のものを列挙し，これらを上記の相関図に当てはめたものが記載され，その結果としては上記の地震が本件敷地に及ぼした影響は震度Ⅴ程度のものであることが示されており，本件安全審査では，上記の内容を相当なものと認めた。また，本件安全審査では，本件許可申請書が参照していない新しい資料である昭和６２年３月刊行の「新編日本被害地震総覧」（いわゆる宇佐美カタログの新版）や昭和６２年版の理科年表に記載された地震についても同様の検討を加えた。
このほか，本件安全審査では，本件敷地から震央が２００キロメートル以上離れた地震についても独自に調査を行い，実際に揺れの程度が判明している地震については，実際の揺れや被害の程度に関する資料をも検討した。イ　本件安全審査では，上記の検討の結果，過去の地震の本件敷地への影響は昀大で震度Ⅴ程度であると認めた上，地盤条件を併せて総合的に評価した結果，本件敷地では震度Ⅴの地震を考えれば十分であり，建物等の耐震設計においても震度Ⅴの地震を想定すれば足りると判断した。
（４）　気象
本件安全審査では，本件施設近傍の観測所等の気象観測データによると，年平均気温摂氏約９度，昀高気温摂氏３３．９度，昀低気温摂氏マイナス１４．６度，年間降水量約１２００ミリメートル，昀大積雪深１９０センチメートル，昀大風速毎秒２６．２メートル，瞬間昀大風速毎秒３５．９メートルであることを確認した。
（５）　水理・水象
本件安全審査では，本件敷地周辺の水理・水象に関する事実を確認し，その結果，本件敷地周辺における河川としては，二又川のほか老部川があるが，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く，また，本件敷地は海岸から約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，高潮や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。
（６）　社会環境
ア　本件安全審査では，本件敷地周辺の社会環境に関し，人口，産業，交通等について調査が行われ，人口については，本件敷地周辺地域である六ヶ所村及び隣接の６市町村の人口密度は昭和６０年１０月１日現在で１平方キロメートル当たり９０．８人であり，総人口の推移状況は数年来ほぼ横ばい傾向であることが確認され，また，産業については，周辺地域における主な産業は農業及び漁業であるほか，本件敷地から約４キロメートルの位置に国家石油備蓄基地があることが確認された。
本件安全審査では，これらの活動場所等と本件敷地との距離が十分離れていることから，これらの産業活動等によって本件施設の安全性が損なわれることはないと判断した。
イ　本件安全審査では，交通に関しては専ら航空機の関係が問題になるとの考えから，本件敷地の南方約２８キロメートルの位置に三沢空港があるほか，西方約１０キロメートルの位置に「Ｖ―１１」と呼ばれる定期航空路があり，南方約１０キロメートルの位置に防衛庁及び在日米軍の航空機が使用する訓練空域（三沢対地訓練区域）があることが検討対象とされた。
このうち，三沢空港については，本件敷地との距離に照らし，ここを離発着する航空機が離発着時に事故を起こして墜落した場合でも本件施設に影響を与えることはないと判断された。
また，定期航空路については，その中心線が本件敷地から約１０キロメートル離れていること，安定した水平飛行を行っている巡航中の航空機が異常を起こすことはまれであること及び航空法に従って飛行する航空機の機長が確認を義務づけられている航空路誌には原子力施設付近の上空はできる限り飛行を避ける旨記載されることになっていることを考慮し，この航空路を飛行中の航空機が本件施設に墜落する可能性は無視できると判断された。
さらに，訓練空域については，本件敷地からの距離が約１０キロメートルであること及び訓練空域を使用する航空機のうち自衛隊機については航空路誌に基づく上記の飛行規制が適用されていることのほか，この飛行規制の適用のない米軍機についても，米軍が航空路誌の情報の提供を受けて，その発行するフライトインフォメーションパブリケーションに掲載して周知する形で上記の規制が尊重されていることを考慮し，当該訓練空域を使用する訓練中の航空機が本件施設に墜落する可能性は極めて小さいと判断された。
ウ　このほか，航空機の関係では，訓練中の航空機が仮に本件施設の安全上重要な施設に墜落した場合の一般公衆に対する影響についての評価を行った。具体的には，三沢対地訓練区域で射爆撃訓練を実施している航空機のうち三沢基地に昀も多く配備されている防衛庁のＦ１と米軍のＦ１６がエンジン故障等により訓練コースを外れて本件施設付近まで滑空して施設に衝突するものと仮定し，衝突速度毎秒１５０メートル，墜落時に発生する火災に寄与する燃料量を４立方メートルとした条件の下で，衝突対象としては，取り扱うウランの性状や量を考慮してウラン濃縮建屋のうち発回均質棟及びカスケード棟並びにウラン貯蔵建屋のうちウラン貯蔵庫を選定した。その結果，発回均質棟については，屋根及び壁が厚さ約９０センチメートルの鉄筋コンクリート造りであることから，機体全体の衝撃荷重によるコンクリート板の全体破壊も，機体のうちで貫通限界厚さが大きいエンジン部分の貫通も起こらず，ウラン貯蔵庫については，胴体部が建屋を貫通して内部のシリンダの損傷をもたらすものの，その場合に燃料油により発生する火災の熱でシリンダ内の固体の六フッ化ウランが気化してその１０パーセントが建屋外に漏洩したとしてもその放射能量は０．３キュリーであって，気象データと拡散条件等を考慮して敷地境界における一般人の内部被曝による線量当量を求めると０．０６レム（０．６ミリシーベルト）となることから，一般公衆への被曝による影響は小さいと判断された。また，カスケード棟については，保有するウランの量が少ないため，その全量が衝突事故によって建屋外に漏洩した場合でも，漏洩量はウラン貯蔵庫を下回ることから，やはり一般公衆への被曝による影響は小さいと判断された。
４　被告の主張に対する判断


上記２及び３で認定した事実によれば，基本的立地条件に関する本件安全審査で用いられた具体的審査基準に不合理な点は見当たらないし，本件安全審査の調査審議及び判断の過程にも看過し難い過誤，欠落は認められない。
５　原告らの主張に対する判断
（１）　地盤
ア　支持地盤
（ア）　原告らは，鷹架層の本件施設の支持層としての適否は，当該地盤の許容支持力のみでは決まらず，地盤が軟岩か硬岩かの問題を考慮する必要があり，軟岩に属する鷹架層は支持層としては不適当であるのに，本件安全審査ではこの点に考慮を払っていないと主張する。
しかしながら，証拠（証人Ｃ，原告乙野次郎本人）によれば，鷹架層が軟岩に属するとの事実を認めることができるものの，それ以上に，鷹架層の本件施設の支持層としての適否を判断するために当該事実を考慮する必要があるとの知見については，これを認めるに足りる証拠はなく，かえって，証拠（甲３８２，４０５，原告乙野次郎本人）及び弁論の全趣旨によれば，建築物を建てる場合の支持地盤の適否を判断するに当たっては，許容支持力が重要な指標であり，それ以外に考慮される指標としては，ダムや堰堤を建設する場合における透水性や一軸圧縮強度があるものの，当該地盤が土質工学上軟岩か硬岩かはその判断要素に該当しないことが認められる。したがって，上記主張は理由がない。
また，この点に関し，原告らは，上記主張の根拠として，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を指摘するが，上記沈下の原因が，そのオイルタンクの支持層が軟岩であることを看過したことにあることを認めるべき証拠はないから，当該事実をもって上記主張の理由とすることはできない。
（イ）　原告らは，Ｎ値によって許容支持力を推定する方法について，測定精度や方法としての有用性の問題点を指摘した上で，Ｎ値の調査結果のみをもって鷹架層の支持地盤としての適否を判断することはできないと主張する。しかしながら，前記認定のとおり，本件安全審査の過程では，標準貫入試験のほか，文献調査，ボーリング調査及びこれで得られたコアの観察等が実施され，これらを踏まえて判断が下されているのであるから，支持地盤の適否をＮ値のみをもって判断したことを前提とする上記主張は，失当というほかない。（ウ）　また，原告らは，次のとおり本件敷地については様々な試験が実施されておらず，この点を看過した本件安全審査は不合理であると主張する。（ａ）　平板載荷試験に基づく岩盤支持力の計算について原告らは，Ｎ値に基づく地耐力の推定値の正確性の判定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にもかかわらず，これが実施されていないと主張する。
しかしながら，証拠（甲４３４，乙７１の１）によれば，本件敷地については平板載荷試験が実施され，その結果図が核燃料安全専門審査会第２３部会の第１回会合に資料として提示され審査の対象となっていることが認められるから，上記主張は失当である。
（ｂ）　ボーリング調査の深度及び調査事項について
原告らは，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必要があるとともに，調査結果としてコア採取率，昀大コア長及びＲＱＤ（岩盤良好度）を示す必要があると主張する。
この点については，証拠（甲３８２，３８３，乙７５，原告乙野次郎本人）によれば，コア採取率，昀大コア長及びＲＱＤ（岩盤良好度）は，いずれも岩盤のボーリング調査で得られる地質情報であり，昀大コア長は１メートルのボーリングによって得られた試料中の昀長のコアの長さを，ＲＱＤは上記試料に占める１０センチメートル以上のコアの合計の長さの割合の１メートルに対する百分率を，コア採取率は上記試料に占めるコアの長さの合計の１メートルに対する百分率をそれぞれ示すものであること，ボーリング及びコアの観察結果は一定の様式に従いボーリング柱状図にまとめられるものであるところ，上記の３種類の指標は岩盤のボーリング柱状図には必ず記載されるべきものであること，本件許可申請書及びその添付書類では，ボーリング調査の結果としてはＮ値の調査結果と土質のみが記載された地質断面図が示されたにとどまり，本件安全審査でも上記の各数値は確認されなかったことが認められる。
しかしながら，ボーリングの割れ目の状態はボーリングのコアを見ればすぐ分かること（原告乙野次郎本人）及び本件安全審査では耐震工学を専門とする科学技術庁の原子力安全技術顧問のＣによる現地でのコアの観察が実施されていること（証人Ｃ）からすると，本件安全審査においては，ボーリング調査で得られたコアの状況は，数値化してボーリング柱状図に示されるまでもなくコア観察によって直接に把握されていたものと考えられるから，審査の客観性の担保という観点からはボーリング柱状図に直接コアの状況が示されていない点には問題があることは否定できないけれども，このことをもって，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，欠落があるとまではいえない。
また，ボーリング調査の深度については，本件安全審査で結果が確認されたボーリング調査が本件施設の支持層として予定されている鷹架層の広がりを確認する深さまで行われたことは前記認定のとおりであるところ，乙第８６号証によれば，ボーリング調査は事前調査で想定した支持層を確認できる深さまで実施すれば足りるとされていることが認められるから，それ以上の深度までボーリング調査が行われなかったからといって，これを問題としなかった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，欠落があるとはいえない。
（ｃ）　物理試験（単位体積重量，含水比，比重，間隙率の調査）について上記の各調査事項については，鷹架層の支持地盤としての適否に関して調査を実施すべき必要性を認めるに足りる証拠はなく，原告らの主張は理由がない。
（ｄ）　透水試験について
透水試験については，本件施設に関する調査の必要性を認めるべき証拠はなく，かえって，証拠（甲４０５，原告乙野次郎本人）によれば，上記試験はダムや堰堤を建設する場合に透水性を調べるために必要となる試験であるにすぎず，本件施設では透水性は問題にならないことが認められる。したがって，この点に関する原告らの主張は理由がない。


（エ）　このほか，原告らは，地耐力を十分と評価するためには地耐力の平均値，標準偏差，昀高値及び昀低値を明らかにした上，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と主張し，甲第３６２号証中には上記主張と同旨の部分があるけれども，上記書証の該当箇所は原告乙野次郎本人が作成したものであって，他に上記主張を客観的に裏付ける証拠はない以上，上記書証のみをもって本件安全審査の調査審議の過程に看過し難い過誤，欠落があるとまでは認めるに足りない。
イ　サンドウィッチ地盤
原告らは，本件敷地の地盤の標準貫入試験がＮ値を３回連続して記録した時点で中止されていることをもって，その下にＮ値が低い部分があることは確認されておらず，本件敷地の下に硬い地層の間に軟弱な地層がサンドウィッチ状に挟まれたいわゆるサンドウィッチ地盤が存在する可能性があると主張する。しかし，証拠（甲８の１，原告乙野次郎本人）によれば，サンドウィッチ地盤の概念を提唱する理学博士守屋喜久夫によると，サンドウィッチ地盤は第４紀層に属する洪積層又は沖積層にみられるものであるのに対し，第３紀層は，古生層及び中生層に比べ固結度は低いものの一部を除いて構造物の信頼できる地盤となるとされており，この見解によれば，第３紀層である鷹架層についてサンドウィッチ地盤が問題になる余地はなく，本件安全審査がこの点を考慮していないことをもって看過し難い過誤，欠落があるとはいえない。また，原告乙野次郎本人の供述中には，第３紀層の岩盤の内部においても，硬質の層と破砕帯による軟弱な層が重なっている場合には上記のサンドウィッチ地盤と同様の危険性があると述べる部分があるけれども，同原告がその尋問中で挙げたサンドウィッチ地盤による被害例の中にも岩盤における被害であることが確認された例はない上，上記のとおり守屋博士によっても第３紀層は基本的に構造物の基礎地盤として信頼し得るとされており，証人Ｃもサンドウィッチ地盤により地震波が増幅される現象は第４紀層である沖積層ないしは洪積層の上層部で考えられるものであって，第３紀層については考慮の必要がないとも証言していることからすると，本件安全審査において第３紀層である鷹架層につきサンドウィッチ地盤の可能性を念頭に置かなかったからといって，これを看過し難い過誤，欠落であるとはいえない。
このほか，原告らは，基礎地盤に求められる性質はその上の構造物との関係で相対的に定まることから，十分なＮ値を持つ層がどの程度連続しているかを調査確認することが必要となる場合もあると主張し，その例として，原子力船「むつ」の新定係港に関する立地調査におけるボーリング調査でも，Ｎ値が５０以上となった部分より更に深い標尺１００メートルの地点まで調査が行われている事実（甲７，３５３）を指摘するが，原告らの主張によっても，Ｎ値の連続性を調査確認する必要性は建築しようとする構造物との関係で相対的に定まるとしながら，本件施設との関係でそのような必要性があることの主張立証はないから，上記主張は前提を欠き失当である。また，原告らが援用する上記の調査事例についても，その深度まで調査が行われた理由がサンドウィッチ地盤の可能性を考慮したためであるとは証拠上明らかでない以上，原告らの主張を認めるべき根拠とはならない。
ウ　地滑り・陥没等の危険
原告らは，本件敷地の表層地盤又は盛土による造成部分における地滑り及び陥没の危険性を主張する。
しかしながら，地滑り又は陥没の危険が問題となるのは，本件施設の建物の傾斜や倒壊を招く危険があるからであり，また，本件施設の建物の支持地盤は盛土ないしは表層地盤ではなく第３紀層である鷹架層であることは前記認定のとおりであるところ，証人Ｃの証言によれば，上記のように岩盤である鷹架層を支持地盤とする場合には敷地造成のための盛土部分について地滑り又は陥没の危険性を問題にする必要はないことが認められる。したがって，上記主張は，それ自体失当というべきである。
また，原告らは，鷹架層が地滑り又は陥没の危険性のない地層であることは証明されておらず，詳細な調査を行えば上記の危険性を示唆する事実が明らかになるかも知れない旨主張する。
しかしながら，鷹架層に関する地滑り及び陥没の危険性については，現地の地形や地質の観察，ボーリングコアの観察及び文献調査が行われ，これらの結果に基づいて本件安全審査の調査審議及び判断がされたことは前記認定のとおりであるところ，これに対して，何ら具体的な調査方法も示すことなく調査次第で危険性が判明するといった抽象的可能性を指摘するにとどまる上記の主張は，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，欠落があることの主張としては不十分であって，それ自体失当というべきである。
なお，原告らは，上記の主張に関して，本件敷地に近接する使用済核燃料再処理工場の敷地内で急傾斜崩壊ないしは重力性滑りが生じているとの点を指摘するのであるが，証拠（甲９，３６２，乙７５）によれば，上記の滑り面は鷹架層の上部表面の風化部分とその上の同じく第３紀層に属する砂子又層の下部層との間で生じたものであるのに対して，本件敷地では鷹架層の上には第４紀の段丘堆積層や火山灰層が堆積していることが認められるから，上記指摘事実によって本件敷地における調査が不十分であるとはいえない。
エ　断層調査の不備
原告らは，本件敷地におけるボーリング調査は掘進長が不十分で，ボーリング柱状図の作成も少ない点において十分でなく，十分なボーリング調査やトレンチ調査等をすれば本件施設に影響を与えるような断層が確認される可能性が極めて高い旨，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と主張する。
このうち，ボーリング柱状図については，証拠（甲４３４，乙２）によれば，確かに，本件敷地について実施された合計５１孔のボーリング調査中，申請書で示され本件安全審査上でも資料とされたボーリング柱状図は二点にすぎなかったことが認められるものの，他方，本件安全審査ではボーリングによる地質調査の結果に基づいて作成された敷地全体にわたる地質平面図及び地質断面図合計５枚が資料として検討対象となったことが認められるから，ボーリング柱状図の作成が不十分であることをもって本件安全審査の基礎となったボーリング調査が不十分であるとまではいえない。


また，ボーリングの掘進長については，証拠（乙７５，証人Ｃ）によれば，本件敷地で行われたボーリング調査における掘進長はおよそ２０メートルから昀大で５０メートル前後で，これ以上の深度にある断層までは確認できないものであることが認められる。しかしながら，証拠（乙２６，７５，証人Ｃ，原告乙野次郎本人）によれば，活断層とは一般に昀近の地質時代に繰り返し活動し将来も活動することが推定される断層であるところ，活断層であるか否かの判断は第１に近い過去に活動したかどうかであるとされており，この近い過去の範囲は研究者によって多少の相違があって，約５０万年前以降あるいは約１００万年前以降との意見もあるものの，日本全体の活断層に関する文献としては日本で昀も権威のある文献とされている「日本の活断層―分布図と資料―」（現在は新編が出されている。）ではこれを広めにとって地質年代における第４紀（約２００万年前から現在までの間）に動いたとみなされる断層を活断層としていること，本件敷地は造成後の標高約３６メートルの地盤からでも０メートルないし数メートル以深は第３紀層である鷹架層が分布していること，断層活動の痕跡は第４紀層では不明確な場合もあるものの第３紀層では明確に現れること，以上の事実が認められ，これらを総合すると，上記の程度の掘進長のボーリング調査を行えば，本件敷地の下に分布する第３紀層である鷹架層における地層のずれの有無を確認することにより，本件敷地内における活断層の有無は十分に判断可能ということができる。したがって，掘進長を不十分とする原告らの主張は理由がない。
そして，トレンチ調査その他の調査の要否については，原告乙野次郎本人の供述によれば，ボーリング調査は位置及び深度が適正であれば得られたコアを調べることにより断層の有無は確認できるものと認められるところ，本件敷地では，全体にわたり約１００メートル間隔のボーリング調査が格子状に行われた上に建造物立地予定場所では更に数十メートル間隔でボーリング調査が実施されており（乙２），東京の地下鉄でもボーリング調査は１００メートル間隔で実施されているにすぎないこと（原告乙野次郎本人）等に照らすと，ボーリング孔の数及び位置は適正であるといえるし，ボーリングの掘進長が活断層の有無を確認するに足りるものであることは上記で述べたとおりであるから，その余の調査を実施すべき必要性はないものということができる。
このほか，原告らは，文献調査の実効性について疑問を投げかけているけれども，本件安全審査で文献調査の対象となった「日本の活断層―分布図と資料―」は，日本全体を網羅する活断層の資料として昀も権威があると考えられている資料であるから（証人Ｃ），原告らの主張は当を得たものとはいえない。さらに，ｆ―ａ断層，ｆ―ｂ断層の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とする点については，これら二つの断層が本件敷地に近接する低レベル放射性廃棄物埋設施設敷地の埋設設備群設置位置及びその付近の鷹架層中に存在することは当事者間に争いがないけれども，上記の各断層の延長線として本件敷地内にも断層が存在することを認めるに足りる確たる証拠はない（原告乙野次郎本人の本件敷地内に断層がある旨の供述も憶測を述べるにすぎない。）から，原告らの主張は採用できない。
オ　地盤の隆起・沈降等
原告らは，地震が起きた場合には一般的に地盤の隆起・沈降による地盤の変位が生じることが少なくないにもかかわらず，本件安全審査は，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がないとの結論を導いているのは，（ａ）過去の隆起沈降の有無の調査方法が不明であること，（ｂ）調査によっても隆起沈降の形跡がないことが示されるにとどまり隆起沈降のなかったことの証明にはならないこと，（ｃ）過去に隆起沈降がないからといって将来これが生じない保証はないこと，の点において科学的根拠を欠いていると主張する。しかし，本件安全審査において，文献調査及びボーリング調査の結果により過去に地盤の局所的な隆起沈降が生じた形跡がないことを確認したことは前記認定のとおりであるから，上記（ａ）は理由がない。また，過去における隆起沈降の有無について合理的な調査手法により調査が行われている限り，過去の隆起沈降の形跡の有無をもって将来の隆起沈降の可能性を判断することにも一定の合理性はあるというべきであるところ，証人Ｃの証言によれば，本件敷地が属する台地ないしは丘陵のすそ野の土地については，建物建築のための地盤調査としては，文献調査によって地盤の広がりを確認するとともに現地でボーリング調査を行うことが重要であること，及び急傾斜の台地や丘陵地における地盤調査では地盤の隆起・沈降を念頭に置いた注意深い調査が必要であるのに対して，本件敷地のように台地ないしは丘陵地のすそ野に位置するなだらかな地形の場所においては，建築物の設計においてそのような配慮は不要と考えられていることが認められるから，過去の隆起沈降の形跡を上記のように文献調査及びボーリング調査によって確認する方法は十分に合理的であるということができ，その結果として過去に隆起沈降の形跡がないことをもって将来においても隆起沈降のおそれがないと判断した本件安全審査もまた一定の合理性を有しているものというべきであり，上記（ｂ）（ｃ）も採用できない。したがって，原告らの主張は理由がない。
（２）　地震
ア　地震リストの改ざん
原告らは，本件許可申請書が本件敷地から震央までの距離が２００キロメートル以上ある地震を取り上げておらず，かつ旧いデータに基づいているにもかかわらず，これを前提とし，あるいはこのことを看過している点において本件安全審査は違法であると主張するが，本件安全審査において，本件許可申請書が参照していない新しい資料である昭和６２年３月刊行の「新編日本被害地震総覧」（いわゆる宇佐美カタログの新版）や昭和６２年版の理科年表に記載された地震についても検討が加えられたこと及び本件敷地から震央が２００キロメートル以上離れた地震についても本件許可申請書の記載とは別に検討が加えられたことは前記認定のとおりであるから，上記主張は理由がない。なお，原告らは，この点に関し，科学技術庁発表の文書の記載を問題としているけれども，上記文書の記載内容についてはこれを認めるべき証拠はない。また，原告らは，本件許可申請書では震央位置が本件敷地から２００キロメートル以遠の地震については余震が２００キロメートル以内にあっても除外されており，本件安全審査ではこの点を不問にしている旨主張するが，本件安全審査において本件許可申請書に掲記の地震のほか震央距離が２００キロメートル以上の地震も検討対象としたことは上記のとおりであるから，この主張も理由がない。


次に，原告らは，本件許可申請書の添付書類における本件敷地周辺の被害地震の表が宇佐美カタログの旧版を基に作成されていることをもって，内閣総理大臣が原燃産業に対し上記の表及び本件許可申請書の差替えを要求すべきであったと主張するが，本件安全審査において宇佐美カタログの新版に基づいた検討が行われたことは前記認定のとおりである以上，内閣総理大臣が原燃産業に対して本件許可申請書等の差替えを求めなかったからといって，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，欠落があるということはできない。したがって，上記主張は理由がない。
このほか，原告らは，本件許可申請書が震央位置が不明である地震を考慮対象外としていることを不問とした点において本件安全審査に重大な過誤があると主張する。しかしながら，証人Ｃの証言によれば，本件安全審査では，検討対象となった資料に記載された地震のうち，本件許可申請書が考慮対象外とした震央不明の地震についても検討を加え，本件敷地において考慮すべき昀大の震度階についての判断に影響を与えるような地震はないと判断されたことが認められるから，上記主張は理由がない。なお，この点に関し，原告らは，震央位置の不明な地震は被害記事が少ないとしても弱い地震とは限らないとも主張するが，震央位置が不明でかつ被害記事も少ない地震については，その規模等を調査する手段がないこと及びそのような地震が被害の既知である地震より大規模な被害を本件敷地にもたらす蓋然性を認めることもできないことからすると，上記主張をもって本件安全審査が不合理であるとはいえない。
イ　震度階のごまかし
（ア）　原告らは，昭和４３年５月１６日の十勝沖地震の本震は，青森県の調査において震度Ⅴ，一部では震度Ⅵであり，死傷者や全壊家屋が多数に上っているにもかかわらず，これを震度Ⅳに位置づけた本件許可申請書の誤りは明白であり，本件許可申請書を受けて本件敷地での昀大の震度階をⅤと結論した本件安全審査の誤りは明白であると主張する。しかしながら，証拠（甲３６２，乙５６，８２）によれば，十勝沖地震の際の本件敷地周辺地域における震度階はⅤであったことが認められるから，上記主張は理由がない。
（イ）　原告らは，マグニチュード―震央距離図上に過去の地震の数値をあてはめて震度階を検討する手法について，震度階は上記の地震規模（マグニチュード）及び震央距離以外の諸要素によっても大きく左右されるとして，地震による敷地への影響を評価する方法としての有効性に欠ける旨主張する。この点については，証拠（甲３５４，証人Ｃ，原告乙野次郎本人）によれば，マグニチュード―震央距離図は，過去の地震のデータに基づき地震規模とある震度階を記録した地域の面積との関係を図式化して相関関係を見出し両者の関係を表す近似式を導いた研究成果を応用して，上記地域が震央を中心とする円であると仮定した場合の半径を計算し，地震規模とこの半径距離との関係を示したものであること，しかしながら，地震規模と一定の震度階の地域の面積とは実際には厳密な等式関係にはなく，また，震度階は地盤条件や発震機構等の要因に左右され同一震度階の分布も必ずしも円形にならないといった理由から，上記のマグニチュード―震央距離図は，平均的・モデル的な両者の相関関係を示すにとどまるものであること，したがって，ある地震における現実の震度階と，マグニチュード―震央距離図に当てはめて求めた震度階とは必ずしも一致するものではないこと，以上の事実が認められ，これらの事実によれば，マグニチュード―震央距離図から求めた震度階は，ある地震による震度階を検討する上では，平均的な震度階を示す一応の機能を有しているということはできるものの，実際の地震との関係では，上記図から求めた震度階と実際の震度階が異なることは十分あり得ることであって，その意味で上記図に基づく推測を絶対視することはできないというべきであり，マグニチュード―震央距離図と実際の地震による各地の震度階とを比較した結果（甲４０２）に照らしても，原告らの上記主張は一面において正しい指摘を含んでいるということができる。
しかしながら，他方，上記の認定事実によれば，マグニチュード―震央距離図は，震度不明の地震の震度階を推測する一応の機能を有しており，また，実際の震度階と齟齬を生じる場合があるにしても，実際の震度階を過小の方向に偏って評価する性質のものではないことが認められる。そして，証拠（甲３７８の１，証人Ｃ）及び弁論の全趣旨によれば，実際の地震の震度階の範囲を円形で推定することはできないにしても，発震機構等が不明である過去の地震について同一震度階の範囲を円で近似することには一定の妥当性が認められること，昭和４４年に論文で発表された前記近似式は基礎となった地震データのその後の補正によってもなお妥当性を維持していると考えられ，また，この式の不当性を指摘する議論もされていないこと及び他に実際の震度階が不明である過去の地震について本件敷地における震度階を推定する方法は見当たらないことが認められ，これらの事実をも併せ考えると，上記図によって過去の被害程度が不明である地震の震度階を推測する手法は，なお一定の合理性及び有効性を有しているというべきであって，これを不合理として排斥するまでの理由はない。加えて，本件安全審査においては，マグニチュード―震央距離図に基づく推測結果以外に，揺れや被害の程度が具体的に判明している地震についてはその震度階を直接調査しており，これらを総合して検討した結果，本件敷地で考慮すべき地震を震度Ⅴであると判断したものであることは前記認定のとおりであるから，本件安全審査の調査審議及び判断がマグニチュード―震央距離図を偏重し，専らこれに依拠しているというわけでもない。以上の点を踏まえると，原告らの上記主張によっても，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，欠落があるとまではいえない。
なお，原告らは，地震の昀大加速度と震度階との関係を根拠にマグニチュード―震央距離図に描かれている震度区分曲線の根拠における問題点をも主張するが，その裏付けとなる証拠は見当たらない。
（ウ）　このほか，原告らは，科学技術庁作成の「安全審査について」の記載を根拠にして，内閣総理大臣が真実，本件許可申請書が基礎とした以外の資料を参照したかどうかは疑わしいと主張するが，上記文書の記載内容については何らの立証もない。


また，原告らは，過去の地震には青森県東部地方で震度階がⅤないしⅥあるいはⅥに達した地震もあるとして，本件安全審査で真実他の資料を参照したのであれば本件敷地周辺で記録された被害地震の影響度を昀大Ⅵとするはずであると主張する。しかしながら，原告らが指摘する二つの地震（１７６３年１月２９日の「陸奥八戸の地震」及び昭和４３年５月１６日の十勝沖地震）が本件敷地に震度Ⅵの揺れを生じさせた事実を認めるに足りる証拠はない。もっとも，甲第３７８号証中には，上記十勝沖地震で六ヶ所村に震度Ⅵの場所もありそうであるとするかのごとき記載部分があるけれども，上記記載は，その前後関係及び添付文書を総合すれば，六ヶ所村以外の地点における震度階について言及したにすぎないと解される。したがって，原告らの主張は採用できない。
ウ　中小規模の地震
原告らは，本件安全審査では中小規模の地震，すなわちマグニチュード７未満の地震についての検討が必要であるのに，マグニチュード―震央距離図によってしか検討がされておらず相当でない旨主張するが，本件安全審査では実際の震度階が資料で明らかになっている地震についてはそれに基づく検討が行われていること及び震度階不明の地震についてマグニチュード―震央距離図により震度階を推測する手法が不合理とはいえないことはいずれも前記のとおりであるから，上記主張は理由がない。
エ　震度Ⅴを上回る地震発生の危険
原告らは，将来本件敷地において震度Ⅴを超える地震が発生しないとの保証はないとして，本件安全審査の判断の不合理性を主張する。下記キで認定するとおり，本件施設を含む日本中のあらゆる場所の原発，核燃料施設が想定外の大地震に襲われ，それぞれの基準地震動を上回る激しい地震動に襲われる可能性があると指摘する地震学者がいることは確かであり，将来本件敷地において震度Ⅴを超える地震が絶対発生しないと断定することはできないけども，本件安全審査においては，歴史地震を検討して過去に発生した地震の本件敷地への影響は昀大で震度Ⅴ程度であると認めた上，地盤条件を併せて総合的に評価した結果，本件敷地では震度Ⅴの地震を考えれば十分であると判断したことは前記認定のとおりであり，このことは過去に発生した地震の規模を超える地震が今後発生する蓋然性が低いとの判断に基づくものといえ，将来震度Ⅴを超える地震が発生しないとの保証がないからといって，本件安全審査の判断が格別不合理であるとまではいえない。
オ　加工施設指針の問題点
原告らは，敷地の直下に断層が存在していなくても敷地周辺の断層の再活動により発生する地震でウラン加工施設が設計地震力を超える強い地震力を受けてその安全性が損なわれる可能性があるとして，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は不備である旨主張する。しかしながら，ある建造物について，これに被害を及ぼし得る地震の調査をいかなる範囲で行うべきかは当該建物の特質に応じて定められるべきものであるところ，地震が自然現象として繰り返し発生するという性質を持っており，有史以来の記録調査によって将来ある地域で発生し得る地震の規模や発生間隔，影響の程度を知ることができるという知見（証人Ｃ）に照らすと，加工施設指針が，ウラン加工施設について敷地及びその周辺地域における過去の記録及び現地調査によって昀も適切と考えられる地震力を判断するという方法を定めていることにも，一定の合理性があるということができる。これに対して，ウラン加工施設との関係において，上記の調査以上に，地震に関して敷地周辺地域の活断層を調査すべき必要性があると解すべき的確な根拠は見当たらない。したがって，原告らの主張は理由がない。
カ　活断層の存在
原告らは，下北半島の東方沖合の海底や陸域に多数の活断層があるにもかかわらず，安全審査書が根拠もなくその存在を故意に無視し，あるいは施設に影響を与えないと断定している旨主張する。
しかしながら，加工施設指針は，ウラン加工施設における昀も適切と考えられる設計地震の検討を，敷地及びその周辺地域における過去の記録，現地調査等を参照して行えば足りることとしており，活断層は，地質及び地形の観点から考慮されるのみで，地震の原因としては検討対象として位置づけられていない。したがって，基本的立地条件の審査としては，断層については施設に不同沈下等の影響を及ぼすか否か等の観点から敷地内の断層を対象とした検討がされていれば足り，それ以上に，敷地外の断層について，地震の原因として検討対象とすることまでは必要がないというべきである。したがって，原告らの主張は理由がない。キ　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原告らは，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，また，海洋プレート（スラブ）内に地震活動が認められ，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のに，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，明らかな欠落があると主張する。
証拠（甲３５６，３５９，６４１，６４２，６６９，証人Ｃ）によると，日本列島の太平洋沿岸及び沖合に起こるマグニチュード７以上の主なプレート境界ないしプレート間地震の発生場所として青森県東方沖が挙げられ，昭和４３年５月１６日に発生した十勝沖地震及び平成６年１２月２８日に発生した三陸はるか沖地震は，いずれもこのプレート間地震によるものであるとされていること，また，平成５年１月１５日に発生した釧路沖地震及び平成６年１０月４日に発生した北海道東方沖地震がいずれも太平洋プレート内の深さ３，４０から１００キロメートルでマグニチュード７．８以上の海洋プレート（スラブ）内地震であるとし，現状では，本件施設を含む日本中のあらゆる場所の原発，核燃料施設が想定外の大地震に襲われ，それぞれの基準地震動を上回る激しい地震動に襲われる可能性があると指摘する地震学者がいることが認められる。
しかし，本件施設のようなウラン加工施設を設置するに当たっては，その立地条件や耐震設計上想定される地震として昀大規模のものを想定するのが望ましいことではあるが，それには自ずと限度があるのであって，本件施設のようなウラン加工施設は，取り扱う核燃料物質の性質や加工施設の内容等からして，他の原子炉施設と比べ，内蔵するエネルギー及び放射能量が少なく，しかも臨界状態での核分裂反応を制御する必要性もないこと等核燃料物質による災害の潜在的危険性が相対的に小さいこと，また，日本中のあらゆる場所の原発，核燃料施設がそれぞれの基準地震動を上回る激しい地震動に襲われる可能性があると指摘する上記地震学者も，スラブ内地震の発生条件はまだ学問的に解明されていないとしていること等の事情にかんがみると，本件安全審査において，プレート間地震，殊に海洋プレート（スラブ）内地震といった地震学上の新たな知見を考慮しその発生を想定していないとしても，この点に看過し難い欠落があるとまではいえない。したがって，原告らの主張は理由がない。


ク　鳥取県西部地震が明らかにした本件安全審査の誤り原告らは，平成１２年１０月６日に発生した鳥取県西部地震について，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強の地震が記録されたことは，本件敷地においても同様の事態が生じ得るとし，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，この基準は不合理であると主張する。
確かに，証拠（甲５６０，５６１）によると，平成１２年１０月６日鳥取県西部においてマグニチュード７．３の規模の地震があり，境港市及び日野町で震度６強を観測していることが認められる。しかし，鳥取県西部地震については，地震学者等の専門家による科学的な調査，研究がいまだ十分されたとはいい難い状況にあることがうかがわれ，この地震に関する科学的知見により本件安全審査で用いられた審査基準が不合理なものであると評価するには十分でないから，鳥取県西部地震の際に上記のような観測値が得られたとの一事をもって，本件安全審査で用いられた審査基準が直ちに合理性を欠くものであるとまではいえない。したがって，原告らの主張は採用できない。
（３）　その他の自然的立地条件
ア　気象
（ア）　積雪
原告らは，本件敷地周辺が豪雪地帯であり，本件施設を１９０センチメートルの昀大積雪深に耐える設計とすることは困難であり，仮に設計が可能であるとしても施設の稼働上多大な支障と危険が避け難いと主張するが，この点の裏付けとなる証拠はない。
また，原告らは，本件敷地周辺でこれまでの昀大積雪深を超える積雪がある可能性を指摘するものの，上記主張は，そのような事態が生じる抽象的危険性を指摘するにとどまり，これをもって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，欠落があるとはいえない。
よって，原告らの主張は，いずれも理由がない。
（イ）　強風
原告らは，本件敷地周辺が強風地帯に属することをもって，本件施設で事故があった場合には風下の周辺住民が放射線被曝を受けるとし，本件安全審査がこの点の考慮を怠っていると主張する。
しかしながら，本件安全審査では，後にみるように，技術的に発生が想定し得る事故のうち一般公衆の放射線被曝の観点からみて重要と考えられる事故（昀大想定事故）の検討の中で，本件施設から六フッ化ウランが漏洩した場合の一般公衆の被曝線量については十分な安全裕度のある拡散条件を考慮しても極めて小さいと判断
しているものであるから，上記の主張は理由がない，
また，原告らは，本件安全審査で検討の対象となった過去の昀大風速及び瞬間昀大風速が本件敷地から約５０キロメートル離れた青森市で観測された数値であること（当事者間に争いがない。）をもって，本件安全審査は不適当であると主張する。
この点については，確かに，加工施設指針１が加工施設の立地地点における風向や風速を検討することを定めていることに照らすと，青森市における観測データが検討されたにとどまる本件安全審査が必ずしも相当であるとはいい難いものの，上記の観測データも本件敷地における風速の程度を見積もる昀低限の参考資料としての意味合いはあること及び本件施設が建築基準法施行令所定の風速毎秒６０メートル相当の風圧力に耐えるように設計されるものであること（乙１）を踏まえると，このことをもって，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，欠落があるとまではいえない。
イ　水理・水象
（ア）　洪水・高潮等
この点に関する原告らの主張は，洪水による侵蝕作用によって将来的には本件敷地の存する丘陵が崩壊するというものにすぎず，前記認定の本件安全審査における調査審議及び判断の過程の看過し難い過誤，欠落の主張としては不十分であり，主張自体失当である。
（イ）　津波
この点に関する原告らの主張は，本件敷地の約３６メートルという標高を上回る波高の津波が過去にあったこと等を根拠として，本件敷地が津波に襲われる危険性を抽象的に指摘するにとどまり，本件敷地の具体的な諸要素（標高，海岸からの距離，地形等）に基づいて本件敷地に津波の危険性がないとした本件安全審査の調査審議及び判断の過程における看過し難い過誤，欠落の主張としては足りないというべきであって，それ自体失当である。
（ウ）　地下水
原告らは，鷹架層上部の風化部分中のＮ値が１０程度の部分は，これが地下水によって飽和されている場合には液状化現象を起こす危険性があると主張するが，本件施設の建物については，支持層を鷹架層のうちＮ値が５０以上の部分に設定することは前記認定のとおりであるから，上記主張は，本件施設の安全性とは関係のない地盤について液状化の危険を指摘するものにすぎず，主張自体失当である。また，原告らは，本件敷地の表層地盤，とりわけ造成地盤については液状化現象の可能性が十分にあり，加工施設の事故の誘因になると主張するが，支持地盤より上の表層の地盤の液状化によって本件施設にいかなる危険が及ぶかについては具体的な主張がなく，主張自体失当というべきである。
このほか，原告らは，環境汚染との関係で地下水の検討の必要性を主張するが，このような環境への影響それ自体は，本件施設に求められる安全性の問題には含まれないから，上記主張は理由がない。
（４）　社会環境
ア　国家石油備蓄基地
原告らは，むつ小川原国家石油備蓄基地での大火災が本件施設の事故誘因となりかねない旨主張する。
しかし，本件安全審査においては，本件敷地との距離関係を理由として上記国家石油備蓄基地の存在によっても本件施設の安全性が損なわれることはないと判断されたことは前記認定のとおりであり，そこでの大火災を抽象的な事故誘因として指摘するにとどまる原告らの主張は，本件安全審査の調査審議又は判断の過程における看過し難い過誤，欠落の主張とはいえず，それ自体失当である。
イ　人口分布状況
原告らは，本件安全審査において，六ヶ所村の尾駮地区の住民の生命等に対する考慮が全くされていない旨主張するが，前記のとおり，規制法１４条１項３号の規定は，加工施設周辺に居住し，加工施設における臨界事故ないしは核燃料物質の漏出事故等がもたらす災害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，身体の安全等をも保護する趣旨を含んでいるものであるから，本件安全審査は，本件施設の３号要件適合性を審査することを通じて上記地区を含む周辺地域の住民の生命等の保護を図っているということができ，したがって，上記主張は理由がない。
ウ　集中立地の危険性


原告らは，本件許可処分当時，本件敷地周辺には他の原子力関連施設の立地計画が進行中であり，施設の集中化によって各施設の危険性が相乗的に増大するとして，本件安全審査においてこのような施設の集中立地を想定した審査が行われていない旨主張する。
しかしながら，原告らが問題とする原子力関連施設については，本件許可処分当時はいまだ規制法上の指定や許可がされておらず，計画段階にあったにすぎないものであるから（弁論の全趣旨），本件安全審査においてそれらの危険性を評価しなかったからといって，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，欠落があるとはいえない。
エ　航空交通
（ア）　まず，原告らは，本件敷地上空が米軍三沢基地所属の航空機等の訓練空域での頻繁な往来における安全確保の目的で特別管制空域に指定されているところ，本件安全審査では，途中まで特別管制区の存在を航空機事故の要因として検討していたものの，原子力施設上空の飛行規制の存在を理由に審査の対象外にしてしまったが，上記飛行規制は努力目標であり絶対的制限でないから，本件安全審査には重大な過誤があると主張する。
航空法９４条の２第１項及び航空交通管制区又は航空交通管制圏のうち計器飛行方式により飛行しなければならない空域を指定する告示（昭和３８年運輸省告示第３３８号。ただし，平成元年運輸省告示第６３９号による改正前のもの）並びに証拠（甲３１４，３４７）によれば，三沢市，野辺地町，東北町，六ヶ所村等及びその沖合にわたる面積約５００平方キロメートルの区域の直上空域のうち高度６００メートル以上７０００メートル以下の空域は，高度６１００メートルを超え７０００メートル以下の三沢第一特別管制区と高度６００メートル以上６１００メートル以下の三沢第２特別管制区（以下この両特別管制区を併せて「本件特別管制空域」という。）に指定されており，その範囲は，三沢対地訓練区域に係る飛行制限空域の大部分を含みながらその北西方向から南西方向等にかけて下北半島の基部を横断する区域の上空に及び，本件敷地もその直下に位置していることが認められる。そして，特別管制空域に関しては，甲第３１３号証及び航空関係法規によると，（ａ）航空機の飛行方式は，経路その他の飛行の方法について常に運輸大臣の指示等（実際には航空交通管制の指示等）に従って飛行する計器飛行方式（ＩＦＲ）と，パイロットが目視によって地上の障害物，地表及び空中の他の飛行機などとの間に間隔を設定しながら航空機を操縦しそれらとの衝突を回避について常にパイロットが責任を負う有視界飛行方式（ＶＦＲ）とがあること，（ｂ）航空法に基づく管制空域としては航空交通管制区，航空交通管制圏等があり，これらの管制空域内を計器飛行方式で飛行する航空機は管制機関から飛行計画の承認を受け，飛行中は常時管制機関の周波数を聴取しその指示に従うことが義務づけられていること，（ｃ）航空交通管制区とは，地表等からの高度が２００メートル以上の空域で航空交通の安全のために運輸大臣が告示で指定するものをいい，航空路のほか，飛行機が計器飛行方式で出発上昇又は降下進入するための経路に必要な区域等が指定の対象で，このうち計器飛行方式による出発機及び到着機の多い区域については，進入管制業務又はターミナルレーダー管制業務を行う必要上進入管制区（ＡＣＡ）として別途運輸大臣から告示されていること，（ｄ）航空交通管制圏とは飛行場及びその上空における航空交通の安全のために運輸大臣が告示で指定するものをいい，通常は飛行場の標点から半径９キロメートルの円で囲まれた地域の上空について定められること，（ｅ）特別管制空域（ＰＣＡ）は，航空交通の輻輳する空域のうち主として特定の飛行場の周辺について公示された空域で，この空域においては運輸大臣の許可を受けた場合以外は計器飛行方式によらなければ飛行してはならないこと，（ｆ）三沢第２特別管制区は三沢空港の進入管制区につき定められ，三沢第一特別管制区は三沢空港の進入管制区にかかわらない航空交通管制区につき定められていること，（ｇ）本件特別管制空域は，三沢対地訓練区域で訓練を行う自衛隊機及び米軍機が飛行する空域の安全確保のために設定されたもので，これら軍用機等の飛行が優先され，原則的には民間の航空機の進入は許可されない運用がされており，訓練中の軍用機等は有視界飛行方式で飛行するものとされていること，以上の事実が認められる。
ところで，証拠（乙４０，４１，証人Ｂ）及び弁論の全趣旨によると，自衛隊機を含む我が国の航空機については，航空法９９条に基づき，運輸大臣より航空機乗組員に対して提供される航空情報の一つとして運輸省が発行する「航空路誌」（ＡＩＰ）に「航空機による原子力施設に対する災害を防止するため，下記の施設付近の上空の飛行は，できる限り避けること。」との指導事項及び原子力施設の位置等が掲載，公示されることにより，航空機乗組員に対して原子力施設付近上空の飛行規制が周知されること，もっとも，米軍機には航空法の規定は適用されないが，従前より政府から米軍に対し「航空路誌」に係る情報が事実上提供されるとともに，原子力施設付近上空の飛行規制について徹底するよう要請してきており，実際，昭和６３年６月３０日に開催された日米合同委員会において，米国側代表が「原子力施設付近の上空の飛行については在日米軍としては従来より日本側の規則を遵守してきたが，（中略）改めて在日米軍内に上記を徹底するよう措置する」と回答していること，そして，これらの飛行規制は飛行禁止等の絶対的な飛行規制ではないけれども，実際自衛隊機及び米軍機を含めこれまで遵守されてきていることが認められる（甲第３１９号証の１，２は，この認定を左右するに足りない。）。このように，本件特別管制空域においては，その指定の有無にかかわらず，航空機は，原則として原子力施設及びその付近の上空を飛行しないよう規制され，自衛隊機はもとより米軍機についても実際上遵守されてきており，三沢特別管制区の存在については，本件許可申請書及び核燃料安全専門審査会第２３部会の審査メモ（甲１００，１０２）において一旦言及されはしたが，上記のとおりの規制がされていることを理由に本件施設の安全性に影響を及ぼすことはないと判断された。以上検討したところによれば，原子力施設上空の飛行規制は絶対的な飛行規制ではないが，その実効性までも否定することは当を得たものとはいえないから，これが絶対的制限でないことを理由に本件安全審査に重大な過誤があるとする原告らの主張は採用できない。
（イ）　次に，原告らは，本件敷地上空の飛行状況として，敷地南方約２８キロメートルのところに三沢基地があり，敷地から南方約１０キロメートル離れたところに三沢対地訓練区域があり，敷地近辺で測定した航空機の飛行回数が４万回を上回ると主張し，このように多数回航空機が上空を飛行しているところに本件施設を造ることは非常識であると主張する。


しかし，前記３の（６）のイで認定したとおり，原子力施設付近の上空における飛行をできる限り避けるこという飛行規制が敷かれ，またこの規制が及ばない米軍機においてもこの規制内容を遵守することとされていることからすれば，三沢基地や三沢対地訓練区域の存在をもって，直ちに本件敷地上空を航空機が多数飛行すると認めことはできないし，原告ら主張の飛行回数の測定値も，本件敷地で測定されたものとは認められない上，本件安全審査では，当該測定値を前提として算出した三沢対地訓練区域で訓練を行う航空機の本件施設への墜落確率についても検討を加えているから（甲１０１，１０９，乙６２），当該測定値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。
このほか，原告らは，パイロットのわずかの油断で航空機が本件敷地上空に到達する可能性を指摘するところ，そのような事態が発生する余地のあることは否定できないものの，そのようにして本件敷地上空を航空機が通過することがあり得ることのみをもって，本件安全審査に看過し難い過誤，欠落があるということはできない。
（ウ）　また，原告らは，航空機が墜落する事故が相次いでおり，本件施設へ墜落する頻度は２０年に１回であると主張し，甲第４０９号証及び第４７６号証中には，施設への墜落の頻度を２０年ないし２５年に１回であるとする記載部分がある。しかし，上記の主張及び記載部分はいずれも，本件安全審査で検討対象となった日本原燃による墜落確率の試算値である１．６の１０のマイナス６乗倍等の数値（甲１０１，１０９，乙６２）に基づいて，１００万回に１回余り墜落することと施設周辺の航空機の年間飛行回数の計測値の概数である４万回ないし５万回という数値（甲９）とから算出したものと推測されるけれども，証拠（甲１０９，乙６２）によれば，上記試算値は，年間６万回ないし６万５０００回という飛行回数を前提とした上で１年間に航空機が墜落する確率を求めたものであると認められるから，甲第４０９号証及び第４７６号証の記載に基づく原告らの主張は，これを１回の飛行当たりの墜落確率であると誤解したことに基づくものというべきであり，採用できない。
（５）　墜落事故評価の問題点
ア　想定事故の評価条件
原告らは，事故評価の対象としては，三沢対地訓練区域を使用する航空機のみならず，三沢基地を発着する軍用機その他本件敷地周辺上空を飛行するすべての航空機を想定した審査が必要であると主張する。しかしながら，前記のとおり，本件安全審査において本件施設の安全性に影響を及ぼし得る航空交通として考慮の対象となった三つの要素のうち，本件施設への墜落の可能性が問題となるのは三沢対地訓練区域を使用する航空機のみであって，三沢空港を発着する航空機の離発着時の事故の場合にも本件施設への影響はなく，また，定期航空路を飛行中の航空機が本件施設に墜落する可能性は無視できると判断されたのであって，この判断が妥当性を欠くとまではいえなから墜落事故の事故評価において三沢対地訓練区域を使用する主たる航空機を想定対象としたことをもって当該事故評価に看過し難い過誤，欠落があるとはいえない。
また，原告らは，誤射爆や落下物事故が想定対象となっていない点をも指摘するが，証拠（甲１８４，１９９，２００，２０４）によれば，六ヶ所村内におけるこれらの事故はこれまでいずれも三沢対地訓練区域のための飛行コース近傍の地点で発生していることが認められるから，上記コースから１０キロメートル離れている本件施設の事故評価において上記事故を想定対象としなかったことをもって，本件安全審査の調査審議及び判断の過程における過誤，欠落ということはできない。さらに，原告らは，平成３年１１月に米軍のＦ１６が三沢対地訓練区域の東方海上に２個の実爆弾を投棄したとの事実をもって，本件敷地上空を飛行する軍用機が実爆弾を搭載している可能性が高い旨主張する。しかしながら，証拠（乙４２，４３）によれば，上記の事件は，三沢基地を離陸後鳥島の射爆撃場に向かう予定で実爆弾を搭載していた米軍機が離陸直後にトラブルを起こしたために三沢対地訓練区域の沖合に爆弾を投棄したという事件であるのに対し，三沢対地訓練区域における訓練は模擬弾を用いて行われているものであることが認められ，このことからすると，三沢対地訓練区域を使用する航空機による事故を想定する場合において実爆弾の搭載を想定する必要性があるとはいえないし，また，三沢対地訓練区域を使用する主たる航空機を想定対象とし，それ以外の航空機について事故評価を行わなかったことに看過し難い過誤，欠落があるといえないことは上記で説示したとおりであるから，原告らの主張は理由がない。
イ　発回均質棟の安全性
原告らは，航空機等が墜落した場合の貫通限界厚さを求めるに当たって用いる飛来物形状係数は，航空機の場合には若干丸い場合の０．８４を，模擬弾の場合には球形の場合の１．０を用いるべきであると主張する。
この点については，証人Ｂの証言によれば，本件安全審査では飛来物形状係数を平坦の場合の０．７２を用いて計算しているものと認められるところ，具体的にいかなる形状の場合にいかなる飛来物形状係数を用いるべきかという点及び本件安全審査における事故想定で前提とされたＦ１６のエンジンの具体的な形状についてはいずれも原告らの主張に沿う事実を認めるに足りる証拠はないから，本件安全審査で０．７２という飛来物形状係数が用いられたことを看過し難い過誤と評価することはできない。また，模擬弾の飛来物形状係数については，本件安全審査ではそもそも模擬弾を想定した事故評価を行っておらず，この点を看過し難い過誤，欠落ということができないことは上記のとおりであるから，原告らの主張は前提を欠き失当である。
次に，原告らは，貫通限界厚さを求めるに当たり用いる評価式として，本件安全審査で用いられたＤｅｇｅｎ式ではなく，Ａｄｅｌｉ＆Ａｍｉｎ式を用いると，Ｆ１６やその他の戦闘機，模擬爆弾，旅客機について限界貫通厚さが９０センチメートルを超え，発回均質棟でも局部破壊が生じることになると主張する。しかし，本件安全審査においてＤｅｇｅｎ式を用いたことそれ自体が看過し難いほどの過誤であることを認めるに足りる立証はないから，上記主張によっても，Ｄｅｇｅｎ式を用いて行われた本件安全審査における墜落の影響評価の過程に看過し難い過誤，欠落があるとはいえない。


また，原告らは，本件安全審査において本件許可処分後に三沢基地に配備された航空機であるＦ４ＥＪ改について事故評価をしていない点を主張する。しかし，本件安全審査における事故評価は前記のとおり三沢対地訓練区域を使用する航空機のうち本件許可処分当時三沢基地に昀も多く配備されていた航空機として航空自衛隊のＦ１及び米軍のＦ１６を想定対象としたものであって，本件許可処分当時に三沢基地に配備されていなかったＦ４ＥＪ改を想定して事故評価を行わなかったとしても，このことをもって本件安全審査の調査審議及び判断の過程における看過し難いほどの過誤，欠落とはいえない。
さらに，原告らは，本件安全審査に当たって想定されたのは，トラックパターンで訓練中の航空機がエンジン推力を喪失し，グライダーのように滑空して本件施設に到達するという場合であるが，そもそも航空機が地上の施設に衝突する場合の速度を算定するに際し，昀良滑空速度をもって衝突速度とする見解自体確立した考えとはいえないし，エンジン推力を維持したまま，パイロットが操縦不能となるケースは十分考えられるから，エンジン停止の場合だけを想定する本件安全審査の過誤，欠落は明らかであると主張する。しかしながら，前記認定のとおり，本件安全審査においては，三沢対地訓練区域を使用する訓練中の航空機が本件施設に墜落する可能性は極めて小さいと判断されたこと，そして，この判断は原告らが主張するパイロットが操縦不能となるような事例の可能性を考慮したとしても必ずしも妥当性を欠くものであるとはいえないこと等からすると，当該訓練中の航空機が本件施設に墜落することを想定し，防衛庁のＦ１と米軍のＦ１６がエンジン故障等により訓練コースを外れて本件施設付近まで滑空して施設に衝突する，すなわち原告らが指摘する昀良滑空速度で衝突するものと仮定し，エンジン推力を維持したままの状態で施設に衝突するような場合を想定せずに，施設に墜落した場合の一般公衆に対する影響についての評価を行ったとしても，そのことをもって，直ちに本件安全審査が行った事故評価に看過し難い過誤，欠落があるとはいえない。このほか，原告らは，本件安全審査が，想定条件，飛来物形状係数や評価式について，貫通限界厚さが９０センチメートルを超えず発回均質棟が局部破壊しないとの結果を導く組合せを殊更に選定している旨主張するが，衝突速度を含め想定条件その他事故評価を行うに当たって採用された要素の選択は，個別的にはそれ自体に看過し難い過誤があるとは評価できず，またそこに恣意的な選択判断が働いたことを認めるに足りる証拠もない以上，上記主張は採用できない。
ウ　中央操作棟の安全性
原告らは，内閣総理大臣の想定でも，中央操作棟については「貫通する。また，航空機衝突によっても鉄筋コンクリートスラブが破壊され，全体破壊が起こり得る。」とされており（乙６２），この場合本件施設の制御が不能となるのであって，どういうことが発生するか予想は不能であり，昀大・昀悪の事態を想定すべきであると主張する。
しかし，そもそも乙第６２号証中には原告らが指摘するような記載部分は存在しないし，全体破壊によってウラン濃縮建屋内の中央操作棟が破壊され，施設の制御が不能となる事態が発生するとしても，そもそも原告らにおいて，そのことによりいかなる事態が発生するのか予想は不能であるとしているのであって，果たしていかなる事態が発生し，どのような結果がもたらされるのか等について何らの主張もない。もっとも，この点について，証人Ｆは，フェイル・セーフの考え方で作られてあれば問題はないが，そうでない限りは暴走することも考えなければいけないと証言し，また，証人Ｅも，中央操作棟が破壊されるということは制御ができなくなるということであるから，そのような状況の中では，誰も現場に入れなくなり，ほとんど現場が野放しになり，素早く進むかゆっくり進むか多少評価に違いがあるが，大規模なウランの放出が進んでいき，想定される数トンの量のウラン以上のウラン災害になる可能性が十分ある旨証言する。
確かに，上記証言からうかがわれる中央操作棟の破壊によってもたらされる事態の内容に照らすと，航空機が本件施設に墜落した場合に想定される事故評価において，その衝突対象として中央操作棟を含むウラン濃縮建屋のうち発回均質棟とカスケード棟のみを選定したことは必ずしも十分なものとはいえない。しかしながら，前記認定のとおり，本件安全審査においては，三沢対地訓練空域を使用する訓練中の航空機が本件施設に墜落する可能性は極めて小さいと判断されたのであって，仮にそのような航空機が本件施設に墜落する事故を想定した場合に，取り扱うウランの性状や量を考慮し，その衝突対象として発回均質棟等を選定し，中央操作棟を選定しなかったとしても，そのことをもって，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，欠落があるとはいえない。
エ　六フッ化ウランの漏洩量と被曝線量


原告らは，ウラン貯蔵建屋に貯蔵可能な昀大量のウランが貯蔵されている場合には施設破壊時の放射能の漏洩量は０．３キュリーにとどまらない旨主張し，証人Ｆ及び同Ｅの各証言中にはこれに沿う趣旨を述べる部分がある。この点については，証拠（乙６２，証人Ｂ）によれば，ウラン貯蔵庫における施設破壊時の放射能漏洩量の算定根拠としては，（ａ）建物に航空機が墜落した場合には機体の翼部等は飛散して胴体部のみが建屋内に貫通すると評価されたこと，（ｂ）貫通した導体によって損傷を受けるシリンダの数は，衝突部周辺への波及も考慮して翼部等を含む機体の平面的な全投影面積である約９０平方メートルの範囲で，しかも放射能内蔵量の多い製品シリンダを想定し，製品シリンダ１５本と想定したこと，（ｃ）航空機墜落時に発生する火災は，機体の保有燃料油全量が傾斜床面に流出して燃焼すると仮定し，傾斜路における流体の流速に関するマニングの式と燃料油の燃焼速度を考慮すると約３分間継続すると評価されるところを，安全側に裕度をみて約６分間と想定すること，（ｄ）火災により生じる放射熱である２万５０００キロカロリー毎平方メートル時間のエネルギーは安全側にすべてが損傷シリンダの全面で受熱されるものと仮定すること，（ｅ）シリンダ内の六フッ化ウランの温度が７６０トール（１気圧）の下における昇華温度である摂氏５６度に至って昇華するものとしてシリンダから漏洩する量を計算すると，その放射能量は約３キュリーとなること，（ｆ）シリンダから漏洩した六フッ化ウランの建屋外への漏洩率については，六フッ化ウランが漏洩後空気中の水分と反応してフッ化ウラニル（ウラン原子１個，酸素原子２個及びフッ素原子２個からなる分子）となり，大部分は重力沈降及び壁等への付着により建屋内に残留すると考えられること及び建屋の破損の程度から１０パーセントと想定したこと，以上の事実が認められる。これに対し，前記の証言のうち，証人Ｆの証言は破損するシリンダの本数（上記（ｂ）の点）に関し，建屋内のシリンダの全部の破損を想定すべきであるとするものであるが，その考え方と上記（ｂ）の想定の優劣はともかくとしても，上記証言のみをもっては，上記（ｂ）の想定に看過し難い過誤があると認めるには足りないというべきである。また，証人Ｅの証言は，六フッ化ウランのシリンダから建屋内への漏洩量及び建屋の外への漏洩率（上記（ｅ）及び（ｆ）の点）に関し，単にその結論のみを取り上げて過小であると指摘するものにすぎず，この証言をもって本件安全審査における墜落事故評価の調査審議及び判断の過程に過誤があると認めることはできない。
また，原告らは，ウラン貯蔵建屋からのウランの漏洩量が０．３キュリーである場合に一般公衆への被曝線量当量が０．０６レムであるとしても，これが健康に重大な障害をもたらすことは明らかであると主張する。しかしながら，この０．０６レム，すなわち０．６ミリシーベルトという線量当量については，甲第１０３号証によれば，核種摂取後５０年間にわたり全身が受ける実効線量当量であると認められるところ，これは一般の自然放射線の被曝による平均の一人当たりの線量当量年間１．１ミリシーベルト程度や，胃の集団検診の場合の一検査当たり４ミリシーベルト程度といった値と比較した場合に格段に小さい数値ということができ，これがいかなる意味において健康に重大な影響をもたらすのか明確でない以上，上記主張は失当というべきである。
このほか，原告らは，墜落事故に伴う火災に起因するフッ化水素の発生について本件安全審査において考慮がされていない旨主張するが，甲第１０３号証及び第１０４号証の１によれば，フッ化水素については，建屋外への漏洩量を５０パーセントと想定した場合の敷地境界濃度について検討が行われたことが認められるから，上記主張は前提を欠き失当である。
オ　航空機墜落実験
原告らは，本件安全審査において航空機の衝突を想定した実験を実施していない点をもって，本件安全審査の違法を主張するけれども，本件安全審査においていかなる実験を行う必要性があるかについては何ら具体的な主張はないから，上記主張はそれ自体失当である。
（６）　まとめ
以上によれば，本件施設の基本的立地条件に係る安全性に関する原告らの主張は，いずれも理由がなく，したがって，この点において本件許可処分における内閣総理大臣の判断に不合理な点があるとはいえない。
第３　加工施設自体の安全性確保対策
１　はじめに
規制法１４条１項３号の要件のうち，本件施設自体の安全性確保対策に係るものは，前記（第１の１の（３））のとおり，想定される各種の事故防止対策，事故によっても六フッ化ウランが大量に漏出等することのないようなウランの閉込め機能の確保対策及び臨界管理がそれぞれ適切に行われているかという問題であり，これらによって六フッ化ウランの潜在的危険が顕在化する危険性が社会通念上容認し得る一定水準以下となっているか否かという観点から検討されるべきこととなる。なお，加工施設自体の安全性確保対策に係る本件安全審査のうち，労働者被曝に関する放射線遮へい及び放射線被曝管理並びに放射性物質閉込めの機能のうち作業環境の汚染防止に対する考慮については，前記（第２章第１）の説示のとおり本件において原告らはその違法を主張することができないから，被告の主張立証に基づくものも含め，この点に関する認定判断はしない。
２　加工施設指針等の内容（乙１４，１５）
（１）　地震に対する考慮
核燃料施設基本指針１３は，地震に対する考慮として，核燃料施設における安全上重要な施設は，その重要度による耐震設計上の区分がなされるとともに，敷地及びその周辺地域における過去の記録，現地調査等を参照して，昀も適切と考えられる設計地震力に十分耐える設計であることを定めている。また，加工施設指針１３は，耐震設計上の重要度分類としては，設備・機器（配管，ダクト等を含む。）と建物・構築物とに分けて，それぞれについて，地震により発生する可能性のあるウランによる環境への影響の観点から，ウラン加工施設の耐震設計上の重要度の分類を第１類から第３類まで定めるとともに，耐震設計評価法として，４点の耐震設計上の基本的な方針を掲げた上で，建物・構築物の耐震設計法，設備・機器の耐震設計法について，静的設計法を基本とすること，耐震設計上の静的地震力として建築基準法施行令（昭和６３年政令第３２２号による改正前のもの。以下同じ。）８８条所定の昀小地震力に割増係数を乗じたものを用いること等を定めている。
（２）　地震以外の自然現象に対する考慮


核燃料施設基本指針１４は，地震以外の自然現象に対する考慮として，核燃料施設における安全上重要な施設は敷地及びその周辺地域における過去の記録，現地調査等を参照して，予想される地震以外の自然現象のうち昀も過酷と考えられる自然力を考慮した設計であることを定めている。そして，加工施設指針１４は，上記にいう自然力につき，敷地及びその周辺地域の自然環境をもとに洪水，津波，台風，積雪等のうち予想されるものに対応して，過去の記録の信頼性を十分考慮の上，少なくともこれを下回らない過酷なものであって妥当とみなされるものを選定し，これを設計基礎とすることを定めるとともに，過去の記録や現地調査の結果等を参考にして必要な場合には異種の自然現象を重畳して設計基礎とすることを求めている。
（３）　火災・爆発に対する考慮
核燃料施設基本指針１５は，火災・爆発のおそれのある核燃料施設においては，その発生を防止し，かつ，火災・爆発時には，その拡大を防止するとともに施設外への放射性物質の放出が過大とならないための適切な対策が講じられていることを定め，この点につき，加工施設指針１５は次のように定めている。
ア　不燃性材料の使用等
ウラン加工施設の建屋は，建築基準法等関係法令で定める耐火構造又は不燃性材料で造られたものであること。また，設備・機器は実用上可能な限り不燃性又は難燃性材料を使用する設計であること。
イ　可燃性物質の使用対策
施設において有機溶媒など可燃性の物質又は水素ガスなど爆発性の物質を使用する設備・機器は，火災・爆発の発生を防止するため，発火・温度上昇の防止対策，水素ガス漏洩，空気の混入防止対策等適切な対策が講じられていること。
ウ　火災・爆発の拡大防止対策
万一火災・爆発が発生した場合にも，その拡大を防止するための適切な検知，警報設備及び消火設備等が設けられているとともに，汚染が発生した部屋以外に著しく拡大しないよう適切な対策が講じられていること。
（４）　臨界安全に対する考慮
ア　核燃料施設基本指針１０は，ウラン加工施設における単一ユニットの臨界安全について，技術的に想定されるいかなる場合でも，単一ユニットの形状寸法，質量，溶液濃度の制限及び中性子吸収材の使用等並びにこれらの組合せによって核的に制限することにより臨界を防止する対策が講じられていることを定めている。そして，加工施設指針１０は，この点につき，次の６点を定めている。（ア）　ウランを収納する設備・機器のうち，その寸法又は容積を制限し得るものについては，その寸法又は容積について核的に安全な制限値が設定されていること。
（イ）　上記（ア）の規定を適用することが困難な場合には，取り扱うウラン自体の質量，寸法，容積又は溶液の濃度等について核的に安全な制限値が設定されていること。また，この場合，誤操作等を考慮しても工程中のウランがこの制限値を超えないよう，十分な対策が講じられていること。
（ウ）　ウランの収納を考慮していない設備・機器のうち，ウランが流入するおそれのある設備・機器についても上記（ア），（イ）の条件が満たされていること。（エ）　核的制限値を設定するに当たっては取り扱われるウランの化学的組成，濃縮度，密度，溶液の濃度，幾何学的形状，減速条件，中性子吸収材等を考慮し，特に立証されない限り昀も効率のよい中性子の減速，吸収及び反射の各条件を仮定し，かつ，測定又は計算による誤差及び誤操作等を考慮して十分な裕度を見込むこと。
（オ）　核的制限値を定めるに当たって参考とする手引書，文献等は，公表された信頼度の十分高いものであり，また，使用する臨界計算コード等は，実験値等との対比がされ信頼度の十分高いことが立証されたものであること。（カ）　核的制限値の維持・管理については，起こるとは考えられない独立した二つ以上の異常が同時に起こらない限り臨界に達しないものであること。イ　核燃料施設基本指針１１は，核燃料施設内に単一ユニットが複数存在する場合のユニット相互間の中性子相互干渉を考慮して，複数ユニットの配列について，技術的にみて想定されるいかなる場合でもユニット相互間における間隔の維持又はユニット相互間における中性子遮へいの使用等により臨界を防止する対策が講じられていることを定め，この点につき加工施設指針１１は次の４点を定めている。（ア）　ユニット相互間は核的に安全な配置であることを確認すること。（イ）　核的に安全な配置を定めるに当たっては，特に立証されない限り，昀も効率のよい中性子の減速，吸収及び反射の各条件を仮定し，かつ，測定又は計算による誤差及び誤操作等を考慮して十分な裕度を見込むこと。（ウ）　核的に安全な配置を定めるに当たって参考とする手引書，文献等は，公表された信頼度の十分高いものであり，また，使用する臨界計算コード等は，実験値等との対比がされ信頼度の十分高いことが立証されたものであること。（エ）　核的に安全な配置の維持については，起こるとは考えられない独立した二つ以上の異常が同時に起こらない限り臨界に達しないものであること。ウ　核燃料施設基本指針１２は，臨界事故に対する考慮として，誤操作等により臨界事故の発生するおそれのある核燃料施設においては万一の臨界事故に対する適切な対策が講じられていることを定めているところ，加工施設指針１２は，ウラン加工施設においては加工施設指針１０及び１１を満足する限りは臨界事故に対する考慮は要しないと定めている。
（５）　六フッ化ウラン閉込めの機能に関する安全設計ア　核燃料施設基本指針４は，核燃料施設は放射性物質を限定された区域に閉じ込める十分な機能を有することを定めている。そして，加工施設指針４は，これに関して作業環境の汚染防止に対する考慮及び周辺環境の汚染防止に対する考慮に分けて規定をし，前者に関して，ウラン加工施設の管理区域をウランを密封して取り扱い又は貯蔵し，汚染の発生するおそれのない区域（第２種管理区域）とそうでない区域（第１種管理区域）とに区分して管理することを求めた上，後者の周辺環境の汚染防止に対する考慮として，次のとおり定めている。（ア）　第１種管理区域は，漏洩の少ない構造とするとともに，当該区域の外から当該区域に向かって空気が流れるように給排気のバランスをとること。（イ）　第１種管理区域において，汚染のおそれのある空気を排気する系統には，周辺環境の汚染を実用可能な限り少なくするため，高性能エアフィルタ等適切なウラン除去設備を設けるとともに，それらの機能が十分であること。（ウ）　事故時においてウランの飛散するおそれのある部屋は漏洩の少ない構造であること。
イ　核燃料施設基本指針１７は，放射性物質の移動に対する考慮として，核燃料施設においては施設内における放射性物質の移動に際し，閉込めの機能，放射線遮へい等について適切な対策が講じられていることを定め，この点につき加工施設指針１７は，ウランの工程間又は工程内移動に際し，移動するウランの形態，形状に応じて漏洩防止について適切な対策が講じられていることを求めている。


（６）　外部電源喪失に対する考慮
核燃料施設基本指針１６は，電源喪失に対する考慮として，核燃料施設においては外部電源系の機能喪失に対応した適切な対策が講じられていることを定めており，加工施設指針１６は，ウラン加工施設につき，停電等の外部電源系の機能喪失時に，第１種管理区域の排気設備，放射線監視設備及び火災等の警報設備，緊急通信・連絡設備，非常用照明灯等安全上必要な設備機器を作動し得るのに十分な容量及び信頼性のある非常用電源系を有することを定めている。
（７）　その他の考慮
ア　核燃料施設基本指針１９は，核燃料施設における安全上重要な施設が共用によってその安全機能を失うおそれのある場合には，共用しない設計であることを求め，この点につき加工施設指針１９は，安全上重要な施設のうち当該加工施設以外の原子力施設との間，又は当該加工施設内で共用するものについては，その機能，構造等から判断して，共用によって当該加工施設の安全性に支障を来さないことを確認することを定めている。
イ　核燃料施設基本指針２０は，核燃料施設における安全上重要な施設の設計，工事及び検査については，適切と認められる規格及び基準によるものであることを求め，加工施設指針２０は，上記の規格及び基準として，加工事業規則，許容被曝線量等を定める件に定める規格及び基準を挙げるとともに，建築基準法や日本工業規格に定める規格及び基準に原則として準拠することを求め，さらに国内において規定されていないものについては，必要に応じて，十分使用実績があり信用性の十分高い国外の規格及び基準に準拠することを求めている。ウ　核燃料施設基本指針２１及び加工施設指針２１は，核燃料施設における安全上重要な施設につき，その重要度に応じて，適切な方法により安全機能を確認するための検査及び試験並びに安全機能を健全に維持するための保守及び修理ができるようになっていることを求めている。
３　本件安全審査の内容
証拠及び弁論の全趣旨によれば，本件安全審査では，本件施設自体の安全性確保対策について，以下のとおり，地震に対する考慮，その他の自然現象に対する考慮，火災・爆発に対する考慮，臨界に対する安全設計，六フッ化ウランの閉込めの機能に関する安全設計，外部電源喪失に対する考慮等の各側面から，調査審議及び判断が行われたことが認められる。
（１）　地震に対する考慮（乙９，７５，証人Ｃ）
ア　本件安全審査では，次の事項が確認された。
（ア）　本件施設においては，加工施設指針１３が定める耐震設計上の重要度分類に従い，設備・機器と建物・構築物は，次のとおりに分類されている。
ａ　設備・機器
（ａ）　第１類（機器本体，隔離用の自働遮断弁及びこれらの間の配管類を含む。）
（六フッ化ウラン処理設備）
発生槽，製品回収槽，廃品回収槽，製品コールドトラップ，一般パージ系コールド
トラップ
（均質・ブレンディング設備）
均質槽，製品シリンダ槽，減圧槽，原料シリンダ槽，中間製品容器置台
（貯蔵設備）
シリンダ置台
（ｂ）　第２類（六フッ化ウラン配管類，弁等を含む。）
（カスケード設備）
遠心分離機
（六フッ化ウラン処理設備）
捕集廃棄系ケミカルトラップ（アルミナ），一般パージ系ケミカルトラップ（アルミナ），カスケード廃棄系ケミカルトラップ（アルミナ），アルミナ処理槽，廃品
第１段コンプレッサ，廃品第２段コンプレッサ
（均質ブレンディング設備）
均質パージ系コールドトラップ，均質パージ系ケミカルトラップ（アルミナ）
（管理廃水処理設備）
（排気設備）
（非常用設備）
ディーゼル発電機
（放射線監視設備）
排気用モニタ
（ｃ）　第３類
（サンプル小分け装置）
（分析設備）
ｂ　建物・構築物
（ａ）　第１類
ウラン濃縮建屋のうち発回均質棟　ウラン貯蔵建屋のうちウラン貯蔵庫
（ｂ）　第２類
ウラン濃縮建屋のうち中央操作棟，カスケード棟
ウラン貯蔵建屋のうち搬出入棟
補助建屋
（ｃ）　第３類　その他の建物・構築物
（イ）　本件施設の建物・構築物については，静的設計法により耐震設計を行うとともに，耐震設計上の静的地震力については，建築基準法施行令８８条所定の昀小地震力に，第１類のものについては１．３，第２類のものについては１．１の割増係数を乗じたものを用いることとされている。また，本件施設の設備・機器については，静的設計法によるとともに剛構造とすることを基本とし，これによることが困難な場合には，その他適切な方法により耐震設計を行うとともに，建築基準法施行令８８条所定の昀小地震力及び第１類の設備・機器については１．５，第２類の設備・機器については１．４，第３類の設備・機器については１．２の各割増係数とから算出した一次地震力と，当該設備又は機器に常時作用している荷重とを組み合わせ，その結果発生する応力に対して許容応力度を許容限界とする，いわゆる一次設計を行うこととされている。さらに，第１類の設備・機器については，第二次設計として，一次地震力に上記の機器等についての割増係数を乗じて算出した二次地震力と常時作用している荷重とを組み合わせ，その結果発生する応力に対して，設備・機器の相当部分が降伏し，塑性変形する場合でも過大な変形，亀裂又は破損等が生じて施設の安全機能に重大な影響がないような設計を施すこととされている。
（ウ）　このほか，本件施設では，重要度分類において上位の分類に属するものについては下位の分類に属するものの破損によって波及的破損が生じないように設計することとされているとともに，隣接する各建物間はエキスパンションジョイントを介して接続して耐震設計上独立した構造とすることとされている。イ　本件安全審査では，上記の重要度分類や耐震設計上の方針，割増係数の定め方等が加工施設指針にのっとり，かつ適切であることを確認するとともに，建物及び構築物と設備及び機器の各一次設計における建築基準法施行令８８条所定の昀小地震力が震度Ⅴ程度の地震を対象として想定していることも，基本的立地条件に関して過去の地震の記録等を評価した結果に照らし妥当であり，本件施設は，耐震設計に関する限り，規制法１４条１項３号の基準に適合していると判断した。（２）　地震以外の自然現象に対する考慮（乙９，７５）本件安全審査においては，本件施設が，基本的立地条件において検討された気象条件のうち，強風及び積雪により生じる自然力に対して本件施設が十分耐える設計とされていることが確認され，核燃料施設の核燃料物質による災害の防止上支障がないものであると判断された。


（３）　火災・爆発等に対する考慮（乙９，７５，証人Ａ）ア　本件安全審査では，次の事項を確認した。
（ア）　本件施設では，火災発生防止のため，建物は建築基準法上の耐火建築物又は簡易耐火建築物とすることとされ，また，設備・機器は不燃性又は難燃性の材料を主として使用することとされている。また，本件施設の主工程では，可燃性の物質及び爆発性の物質を使用せず，分析室等で使用されるアセトン等は，取扱量を制限するとともにその保管は倉庫内の危険物貯蔵エリア等で行うこととなっている。（イ）　本件施設では，火災が発生した場合の拡大防止のために，消防法及び建築基準法に基づき，自働火災報知設備，消火栓，消火器等を設置するとともに，防火壁，防火ダンパ，防火扉等により防火区画を設定することとされている。イ　本件安全審査では，上記のような火災発生防止及び火災拡大防止のための対策を，火災及び爆発に対する考慮として妥当なものであると判断した。（４）　臨界に関する安全設計（甲９６，乙９，７５，証人Ａ，弁論の全趣旨）ア　加工施設指針では，臨界安全管理の対象となるウランを取り扱う個々のシリンダ等を単一ユニットと位置づけ，加工施設の臨界安全について，単一ユニットの臨界管理と複数ユニットの臨界管理との観点からそれぞれ検討することとしており，本件安全審査における臨界安全に関する安全設計の審査も，この考え方にのっとって行われた。
また，臨界管理の方法としては，一般に，核分裂性物質の量を制限する質量管理，濃縮度を一定以下とする濃縮度管理，工程で用いる装置・機器・容器類の形状や寸法，配列を制限する形状寸法管理，溶液中の核分裂性物質の濃度ないしは濃縮度を制限する濃度（濃縮度）管理，中性子の減速度を制限する減速度管理等があるところ，本件安全審査では，単一ユニットの臨界安全性については，臨界管理の対象となる単一ユニットの選別の適否，臨界管理を行う単一ユニットにおける各制限方法上の制限値（核的制限値）の設定の妥当性，臨界発生の有無を計算するに当たって用いた臨界計算コードの信頼性及び計算の前提条件における十分な安全裕度の有無，計算結果と制限値との関係等の観点から審査が行われた。イ　本件安全審査では，単一ユニットの安全性に関し，次の事項が確認された。ａ　本件施設では，ウラン２３５の割合が０．９５パーセント以下のウランは他のいかなる条件下でも臨界にならないとの知見に基づき，濃縮度がこの割合以下の六フッ化ウランである天然ウラン及び劣化ウランのみを扱う，カスケード設備より前の工程及び廃品系の工程に属する単一ユニットについては，臨界管理は不要とし，臨界安全上管理が必要となるユニットを，カスケード設備，製品捕集回収，均質・ブレンディング，製品シリンダ貯蔵，一般パージ及びフッ化ナトリウム処理の各工程としている。
ｂ　本件施設において，濃縮度管理は，ウラン濃縮を行うカスケード設備で実施され，核的制限値は５パーセントと設定されている。具体的な管理方法としては，六フッ化ウランの濃縮度がカスケード設備へ供給する原料六フッ化ウランの流量及びカスケードから廃品系へ移行する廃品六フッ化ウランの圧力を監視することによりこれらの値から定まる濃縮ウランの濃縮度を監視するとともに，インターロックを設け，濃縮度が制限値を超えないように管理し，また，六フッ化ウランの濃縮度を質量分析装置により適宜測定することとしている。
次に，５パーセントという核的制限値については，複数の遠心分離機から構成されるカスケード設備全体を単一ユニットとして扱い，モデル計算の条件としては，（ａ）容器（遠心分離機）を正方格子上に密着して無限に配列し，（ｂ）容器内の六フッ化ウランの濃縮度を５パーセントとし，（ｃ）六フッ化ウランの圧力を摂氏５６度の下で昀も高い１気圧，容器内で減速材として作用するフッ化水素は昀適減速状態（昀も臨界になりやすい状態）の濃度とし，（ｄ）容器の内径及び肉厚を５０ミリメートルと０．３ミリメートル，５００ミリメートルと３．０３ミリメートル，５０００ミリメートルと３０．３ミリメートルの３とおりの組合せで検討し，（ｅ）容器外は昀適減速状態にあるものとそれぞれ仮定し，臨界計算コードとしてはＫＥＮＯ－Ⅳ／Ｓを用いて計算したところでは，無限増倍率（中性子が漏洩しない系内においてある時間内に発生する全中性子数と同じ時間内における吸収による全損失中性子数の比で，この値が１未満の場合は理論上は核分裂反応の連鎖が維持されず臨界とならない。）は０．９５以下となった。
ｃ　形状寸法管理は，カスケード設備での濃縮度管理を前提として，少量の濃縮六フッ化ウランを捕集するケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）で採用されており，文献上，濃縮度５パーセント，無限長円筒等の条件下で実効増倍率（中性子が体系から洩れることを考慮した場合の増倍率で，やはり１．０未満のときが未臨界状態を意味する。）が０．９となる円筒の直径が５８．８センチメートルとされていることから，設計上の余裕を考慮して核的制限値は５７．５５センチメートルとされている。
ｄ　減速度管理は，ウランの質量，容積及び寸法形状のいずれも制限が困難である，コールドトラップ，製品シリンダ，中間製品容器及び減圧槽において採用されている。
本件施設では，水素原子が中性子の減速効果を有する主要な物質であることから，空間の中に存在する水素原子の数とウラン２３５原子の数との比（Ｈ／Ｕ―２３５）を中性子の減速度の指標として用いることとし，その数値が１０のときは濃縮度５パーセントの六フッ化ウランは質量にかかわらず未臨界である，すなわち濃縮度５パーセントの六フッ化ウランの臨界安全値が１０であるという文献による知見に基づき，核的制限値を１．７と定めることとしている。そして，核的制限値を１．７以下とする具体的方策としては，本件施設における工程内の水素原子として想定されるのが処理される六フッ化ウラン中のフッ化水素を主体とする不純物であることから，六フッ化ウランの純度を高めるために，発生槽で原料シリンダを加熱して六フッ化ウランを気化させるに当たり温度と圧力を測定して純度を調べ，必要に応じ不純物を脱気する方法によることとしている。
このほか，コールドトラップについては，水分を昀大限に含む空気が流入した場合を想定し，温度摂氏４０度，相対湿度１００パーセント，１気圧の空気と昀小臨界安全質量のウランという中性子の減速度が昀大となる条件を仮定して減速度を計算したところでも，減速度は５．１となり，臨界安全値を下回る結果となっている。
（ウ）　本件安全審査では，複数ユニットの臨界安全に関し，次の事項が確認された。


ａ　本件施設では，複数ユニットの臨界安全については単一ユニット相互間の距離間隔をとる方法によることとしており，発生回収室については製品コールドトラップ，中間製品容器及びケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）並びにこれらの機器群の相互配列を，均質室については均質パージ系コールドトラップ，減圧槽，中間製品容器及びケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）並びにこれらの機器群の相互配列を，ウラン貯蔵庫については製品シリンダを，ウラン濃縮建屋では使用済のフッ化ナトリウム及び排出スラジ（汚泥）を，それぞれ対象としている。ｂ　上記の各対象について，それぞれ前提条件を定め，臨界計算コードとしてＫＥＮＯ―Ⅳ／ＳないしはＫＥＮＯ―Ⅴ．ａを用いて臨界計算を行った結果，実効増倍率はいずれも０．９５以下となった。
ｃ　上記の前提条件から，本件施設では，コールドトラップ，シリンダ類，中間製品容器及び減圧槽はそれぞれ他のユニットと相互の間隔が３０センチメートル以上，ケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）及びフッ化ナトリウム処理槽はそれぞれ他のユニットとの相互間隔が１メートル以上となる配置をすることとしている。（エ）　本件安全審査では，単一ユニットの臨界安全に関し，確認された事項を踏まえ，臨界管理の対象となる単一ユニットの選別は適切で，定められた核的制限値がいずれも妥当なものであると判断するとともに，臨界計算に用いられたコードは信頼性が高く，その前提となる計算条件は十分に安全裕度を含んでおり，計算結果も臨界安全値を下回ることを確認した。
また，本件安全審査では，複数ユニットの臨界安全に関して，本件施設につき行われた前記臨界計算が，安全裕度の十分ある計算条件の下，信頼性の高いコードで行われており，その結果，複数ユニットを計算条件上の距離以上に相互に離しておけば臨界安全管理は達成できると判断した。
さらに，本件安全審査では，このほかに，ユニットの移動時及び異種ユニット群の相互干渉についても検討を加え，いずれも中性子実効増倍率が０．９５となっていることを確認した。
（５）　六フッ化ウランの閉込めの機能に関する安全設計（甲９７，乙９，７５，証人Ａ）
ア　本件安全審査では，次の事項を確認した。
（ア）　本件施設では，六フッ化ウランを貯蔵するシリンダ類については，ＡＮＳＩの規格又は米国ＤＯＥのシリンダ基準を準用して製作し，あるいは高圧ガス取締法（平成３年法律第１０７号による改正前のもの）及び特定設備検査規則（平成２年通商産業省令第１２号による改正前のもの）にのっとって設計製作し，検査をすることになっている。また，これらのシリンダ類については，落下試験によって一定の安全性が確認されており，シリンダ類の運搬中にはこの安全性が確認された高さより高くは吊り上げられないこととされているほか，シリンダ類やケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）等の運搬前には漏洩検査により漏洩がないことを確認することとされている。
（イ）　本件施設では，加工事業規則に基づき設定すべき管理区域を，六フッ化ウランを取り扱わず放射能汚染の発生するおそれのない第２種管理区域とそれ以外の第１種管理区域とに区分し，発生回収室，均質室，管理排水処理室，分析室，除染室等を第１種管理区域に，カスケード室及びウラン貯蔵建屋を第２種管理区域に，それぞれ区分することとしている。
このうち，第１種管理区域については，排気設備により気圧を第２種管理区域及び非管理区域並びに大気圧より負圧に維持するとともに，内部の空気が排気設備を通らずに外部へ漏洩することを防ぐ設計とすることとしている。この排気設備は，概ね各室ごとの排気系統に分かれており，起動時には排風機が送風機より先に起動し，停止時には送風機が排風機より先に停止する設計とされるとともに，いずれの排気系統も１台の予備の排風機を備え，１台の排風機が運転中に故障した場合には自動的に予備機が起動して排気機能を維持する仕組みになっている。各排気系統は，排風機の直前にプレフィルタ及び高性能エアフィルタを備えており，第１種管理区域からの排気中に放射性物質が含まれている場合でも，これを９９．９パーセントの割合で捕集してから外部へ排気する仕組みとなっている。さらに，排気設備の末端の排気塔の直前には，排気中の放射性物質の濃度を監視するための排気用モニタが設置されている。
（ウ）　本件施設で六フッ化ウランを取り扱う機器についての六フッ化ウランの閉込め機能は，次のとおりである。
すなわち，まず，発生回収室，中間室及び均質室に配置される，六フッ化ウランの発生，供給，捕集及び回収の各工程を行う六フッ化ウラン処理設備については，各工程に用いる機器及び配管を溶接等により漏洩のない構造として気密性を確保するとともに，内部の気体六フッ化ウランを大気圧以下で取り扱うこととしている。次に，カスケード室に配置されるカスケード設備を構成する遠心分離機については，高速で回転する内部の回転体が破損しても外筒（ケーシング）の真空気密性能が十分保たれるように，破損試験で確認された強度設計を行うとともに，回転体の回転速度が破損試験で安全性が確認された範囲を超えないように回転体を駆動する高周波電源の周波数を制限することとされている。


また，均質室に配置される均質処理及び濃縮度調整工程を行う均質・ブレンディング設備については，この工程が本件施設で唯一六フッ化ウランを高温高圧の条件（昀高使用温度は摂氏９４度，その場合の気体六フッ化ウランの圧力は約２．６気圧）で取り扱う機器であることから，この工程で六フッ化ウランを収容する中間製品容器及びサンプルシリンダは常に均質槽の中で操作を行うこととした上，この均質槽に閉込め機能を持たせ，容器等から六フッ化ウランが漏洩した場合に備えることとしている。さらに，均質槽から外部につながっている配管やバルブについても，これらを覆う配管カバーを設け，配管等から六フッ化ウランが漏洩した場合にも配管カバー内に漏洩を限定することとするとともに，配管カバーに取り付けられた排気設備により配管カバー内は外部の大気圧に対して常に負圧になることとされている。そして，仮に配管や均質槽内部で六フッ化ウランが漏洩した場合には，洩れ出した六フッ化ウランが空気中の水分と反応して生じるフッ化水素を上記排気設備の途中に設置された工程用モニタが検知し，信号により均質槽と外部の配管との間に設置されている均質槽元弁（緊急遮断弁）が自動的に閉じて漏洩を止めるとともに，排気設備に設置されたダンパも自動的に作動して漏洩した六フッ化ウランを含む配管カバー内の気体が局所排気装置を経由するように切り替え，プレフィルタ及び高性能エアフィルタを一段多く通すとともに，ケミカルトラップ（アルミナ）によってフッ化水素を除去する仕組みとなっている。これらの緊急遮断弁，工程用モニタ，ダンパ及び排風機はいずれも複数取り付けられ，多重化が図られている。（エ）　本件施設の各工程を構成する機器，すなわちカスケード設備，六フッ化ウラン処理設備及び均質・ブレンディング設備から排出される排気については，微量に六フッ化ウランを含むものであることから，発生槽からの排気を処理する一般パージ系，カスケードからの排気を処理するカスケード排気系，均質ブレンディング設備からの排気を処理する均質パージ系及び製品六フッ化ウラン回収設備からの排気を処理する捕集排気系の四つの系統ごとに六フッ化ウランを除去する仕組みが設けられており，これはケミカルトラップ（フッ化ナトリウム），ケミカルトラップ（アルミナ），空気作動弁及びロータリポンプで構成されているほか，一般パージ系及び均質パージ系では，さらにこれに先立ちコールドトラップが設置されている。六フッ化ウランの除去に関しては，コールドトラップが９９．９パーセント，続くケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）が９９．９９パーセントの捕集効率をそれぞれ有している。そして，上記の排気処理設備で処理された気体は，第１種管理区域内の負圧を維持するための前記の排気設備を経由し，プレフィルタ及び高性能エアフィルタを通して外部に排気されることになっている。イ　本件安全審査では，上記の確認事項により，本件施設では六フッ化ウラン閉込めのための適切な対策が採られており，閉込め機能が十分確保できるものと判断した。
（６）　外部電源喪失に対する考慮（乙９，７５，証人Ａ）ア　本件安全審査では，次の事項が確認された。
（ア）　本件施設では，十分な容量のディーゼル発電機２台，直流電源設備及び無停電電源装置が設置されることとなっており，外部電源が失われた場合には，第１種管理区域の排気設備，放射線監視設備，自働火災報知設備，非常用通報設備等に電力が供給され，第１種管理区域の負圧が維持されるとともに，各種の監視警報機能が維持される仕組みとなっている。
（イ）　本件施設の各工程を構成する各設備の内部からの排気を処理する四つの排気系では，外部電源が失われた場合，空気作動弁が自動的に閉まる構造となっており，工程内の気体が外部へ流出しない仕組みとなっている。このとき，工程内では，コールドトラップ，製品回収槽，廃品回収槽等の冷却機能は喪失されるが，室温が摂氏４０度の場合でも六フッ化ウランの飽和蒸気圧が約３００トール，すなわち約０．４気圧程度であることから，工程内の圧力が大気圧を超えることはない。イ　本件安全審査では，上記の事項を踏まえ，本件施設において，外部電源が喪失した場合にも本件施設の安全機能が十分維持できるような適切な対策が講じられていると判断した。
（７）　その他の災害防止対策（乙９，７５，証人Ａ，弁論の全趣旨）本件安全審査では，次の事項を確認し，上記１ないし６以外の観点からも本件施設が六フッ化ウランによる災害防止上支障がないことを確認した。ア　本件施設において六フッ化ウランを取り扱う原料シリンダ，製品シリンダ及び中間製品容器については，一定の温度及び圧力に耐えるよう設計がされており，原料シリンダを加熱する発生工程においては，インターロックを設けて設計温度である１２１度を超えないこととされる。また，コールドトラップの加熱においても，内部圧力の異常に対してはインターロックが設けられる。イ　本件施設では，六フッ化ウランをシリンダ類に充填する際に過充填を防止する対策として，重量測定により一定量以上の六フッ化ウランは充填できないようなインターロックが設けられることとなっている。
ウ　本件施設では，カスケード設備の増設時に対する考慮として，既存の運転区域に支障を及ぼさないよう，工事管理を行うとともに運転区域と増設区域との間に間仕切り壁を設けることとしている。また，六フッ化ウランを取り扱う配管等のつなぎ込みは，特定のつなぎ込みエリアに集中して管理し，施設の安全性が損なわれないようにしている。このほかにも，建物の主要構造部について増設部分の荷重等を考慮した設計を施し，計測制御設備は増設を考慮した回路構成とするなどの配慮がされている。
エ　本件施設では，緊急時に必要箇所との連絡を円滑に行うため，非常用通報設備等を設けることとなっている。
オ　本件施設における安全上重要な設備である第１種管理区域の排気設備や放射線監視設備等については，安全機能を確認するための検査及び試験並びに安全機能を維持するための保守及び修理ができる構造とすることとなっている。カ　本件施設においては，安全上重要な施設で他の原子力施設と共用するものはない。
キ　本件施設における安全上重要な施設の設計，工事及び検査については，規制法，加工事業規則，加工施設技術基準，加工施設，再処理施設及び使用施設等の溶接の技術基準に関する総理府令，許容被曝線量等を定める件等の法令に基づくとともに，必要に応じ，建築基準法，労働安全衛生法，消防法，公害防止関係法令，高圧ガス取締法，電気事業法，工場立地法，日本工業規格，日本電機工業会規格，電気設備に関する技術基準を定める省令，鋼構造設計規準，鉄筋コンクリート構造計算規準及び同解説，鉄骨鉄筋コンクリート構造計算規準及び同解説，建築基礎構造設計規準及び同解説，建築工事標準仕様書，建築設備耐震設計・施工指針に準拠することとしている。
４　被告の主張に対する判断