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


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


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


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


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


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


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


（イ）　本件敷地と海岸との位置関係，また，標高が１ないし２０メートルである老部川及び二又川との位置関係等からして，津波の遡行により本件敷地に被害が及ぶおそれのないことは明らかである。
（３）　地下水
（ア）　調査の不備
一般に地震時に液状化の可能性のある地層は，地下水位面が現地盤面から１０メートル以内にある沖積層で，かつ現地盤面から２０メートル以内の範囲における平均粒径Ｄ５０が０．０２ミリメートル以上２．０ミリメートル以下である飽和砂質土層であるとされている（「道路橋示方書・同解説（Ⅴ耐震設計編）」（日本道路協会編））。これに対し，加工施設指針においては，事故の誘因を排除し，災害の拡大を防止する観点から立地地点及びその周辺における地下水等の自然環境を検討し，安全確保上支障がないことを確認することとされているところ，本件安全審査においては，本件施設の建物は，新生代第３紀の砂岩・凝灰岩類からなる岩盤である鷹架層に支持させる設計となっていることを確認している。したがって，液状化等の地下水を起因とする災害の発生の可能性は考えられず，本件安全審査において，このほかに地下水位や帯水層の賦存状態について安全上の評価を行う必要はない。
また，本件施設の建物は，鷹架層の上部の風化された部分に支持させるものではなく，鷹架層のＮ値が５０以上の部分に支持させるものであるから，原告らの主張は，その前提を欠き失当である。
（イ）　環境汚染の問題
加工施設指針１に地下水等の自然環境を検討すべき旨が定められているのは，上記に述べたとおり，事故の誘因を排除し，災害の拡大を防止する観点から立地地点及びその周辺における事象を検討し，安全確保上支障がないことを確認するためであり，原告らが主張するように，放射性物質が洩れたとき環境に与える影響を検討するためではない。
なお，本件施設においては，放射性物質の十分な漏洩防止対策を施すとともに，廃液は適切な処理を行い，排水中に含まれる放射性物質の濃度が周辺監視区域外での許容濃度以下であることを確認した後，放出することとされている。
４　社会的立地条件
（被告の主張）
本件安全審査においては，本件敷地周辺の社会環境に関し，本件施設周辺地域の人口密度，総人口の推移状況，産業及び産業活動のほか，航空機が本件施設に墜落する可能性について調査が行われ，次のとおり確認した。（１）　周辺地域（六ヶ所村及び隣接６市町村）の人口密度は１平方キロメートル当たり９０．８人（昭和６０年１０月１日現在）であり，総人口の推移状況はここ数年ほぼ横ばい傾向である。
（２）　周辺地域における主な産業は農業及び漁業であり，また，本件敷地の西方，本件施設から約４キロメートル離れた位置に国家石油備蓄基地があるが，本件施設から十分離れていることから，これらの産業活動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。
（３）　本件施設から南方向約２８キロメートル離れた位置に三沢空港が，西方向約１０キロメートル離れた上空に「Ⅴ―１１」と呼ばれる定期航空路が，南方向約１０キロメートル離れた位置に防衛庁等の航空機の訓練区域（三沢対地訓練区域）が，それぞれあるが，本件施設からいずれも十分離れていること及び航空機は原則として原子力施設上空を飛行しないように規制されることから，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した。
（４）　また，本件安全審査では，社会的立地条件として敷地上空の飛行状況を検討するほかに，訓練中の航空機が万一本件施設の安全上重要な施設に墜落したとしても，一般公衆に対する影響は小さいことを確認した。
（ア）　想定事故の評価条件
訓練中の航空機の墜落の影響を評価する上で設定された条件は，以下のとおりである。
（ａ）　墜落を想定する航空機の機種は，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属されている防衛庁のＦ１及び米軍のＦ１６とする。
（ｂ）　航空機の墜落の影響を評価する施設は，安全上重要な施設のうち取り扱うウランの性状及びウラン保有量を考慮して，ウラン濃縮建屋のうちの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とする。（ｃ）　航空機は，東西１２キロメートル，南北４．５キロメートルの訓練コース上を飛行中，エンジン故障等によりコースを外れ本件施設まで滑空し衝突するものとして，衝突速度を毎秒１５０メートル（毎時５４０キロメートル）とする。（ｄ）　墜落を想定する航空機の重量は，射爆撃訓練を行っているＦ１，Ｆ１６の通常想定される訓練時の重量に余裕をみて１６トンとする。（ｅ）　航空機の墜落時には，燃料油による火災が発生するものとして評価する。燃料油量は，Ｆ１に比べて機内燃料油量の多いＦ１６の機内燃料油全量約４立方メートルとする。燃料油量は離陸及び飛行により減少するが，ここでは安全側に機内保有燃料油全量で評価する。なお，外部燃料タンク中の燃料及び翼中の燃料は施設への衝突時に建屋外で飛散するものと考えられる。
（イ）　発回均質棟の安全性
ウラン濃縮建屋のうち発回均質棟については，約９０センチメートルの屋根・壁厚を有する鉄筋コンクリート構造となっているため，次のような評価結果に基づき，仮に航空機が発回均質棟に衝突したとしても貫通せず，また，鉄筋コンクリート板が破壊することもないので，その健全性は確保されるものと判断した。（ａ）　鉄筋コンクリート構造部の貫通限界厚さ（飛来物が衝突対象となる構造物に衝突した際の貫通しない限界の版厚）の評価では，機体に比べ剛性の高いエンジンを対象とし，その評価式としてＤｅｇｅｎ式（Ｐｅｔｅｒ　Ｐ．Ｄｅｇｅｎが１９８０年（昭和５５）に提案した，鉄筋コンクリート板に剛飛来物が衝突した際の貫通限界厚さの評価式）を用いる。
上記評価式は剛飛来物（飛来物が衝突する構造物に比較して相対的に堅く変形しにくい飛来物）に対する評価式であるため，エンジンの柔性を考慮した衝撃実験から求めた柔飛来物（飛来物が衝突する構造物に比較して相対的に柔らかく変形しやすい飛来物）の低減効果を考慮したところ，貫通限界厚さは約８０センチメートルとなり，エンジンが貫通することはない。
（ｂ）　鉄筋コンクリート構造である発回均質棟の屋根・壁厚を９０センチメートルとした場合について，航空機墜落時の衝撃荷重に対する有限要素法（連続体を有限個の要素の集合体に理想化して未知量を求める，構造解析等に使用される解析方法）による応答解析を行った結果，衝突部のコンクリート圧縮破壊及び鉄筋破断による鉄筋コンクリート板の破壊はない。


（ウ）　ウランの漏洩量の評価条件
ウラン貯蔵建屋のうちウラン貯蔵庫については，航空機が衝突した場合には建屋を貫通し，その健全性は失われるものと判断されることから，安全審査上，進んで事故の際の六フッ化ウランの漏洩量を検討する必要があるが，漏洩量の算定に当たって前提とした条件は，おおむね次のとおりである。なお，ウラン濃縮建屋のうちカスケード棟等については，ウラン保有量が少ないため六フッ化ウラン漏洩の問題はない。
（ａ）　ウラン貯蔵庫は鉄筋コンクリート構造のため，航空機が墜落した場合，機体の翼部等は衝突面で飛散するものと考えられるので，胴体部が建屋を貫通するものとする。貫通した胴体部によりシリンダは損傷するが，シリンダは厚い鋼製であることから大きな損傷はないと考えられる。シリンダの損傷本数は，衝突部周辺への波及も考慮し，安全側に余裕をもたせるため，翼部等を含む機体の平面全投影面積に安全余裕を見込んだ約９０平方メートルの範囲の製品シリンダの全数である１５本とする（なお，天然ウランや劣化ウランは，濃縮ウランに比べ比放射能が小さいので，原料シリンダや廃品シリンダの損傷時の評価は上記評価に包含される。）。
（ｂ）　航空機は，ウラン貯蔵庫の屋根又は壁にある角度をもって衝突すると考えられるが，安全側に余裕をもたせるため，屋根に直角に衝突するものとする。（ｃ）　航空機の墜落時に，燃料油は霧状に飛散し，建屋衝突面で瞬時に爆燃し，火災は短時間で終了するが，安全余裕を見込んで，機内保有燃料油全量が建屋内の傾斜した床面に流出し，燃焼するものとして火災の継続時間を評価する。火災継続時間は，燃料油の床面上の拡がりと燃料油の燃焼速度を考慮すると約３分程度と評価されるが，余裕をみて約６分とする。
（ｅ）　火災継続時間中の火炎からの放射熱は１平方メートル・時間当たり約２５０００キロカロリーであり，安全余裕を見込んで，すべての放射熱を床面上の損傷シリンダが全表面で受けるものとする。
（エ）　六フッ化ウランの漏洩量と被曝線量
上記各条件に基づいて解析すると，シリンダ内の六フッ化ウランの温度が昇華温度摂氏５６．５度（大気圧）に至り，その後六フッ化ウランが昇華漏洩することとなり，その結果，漏洩量は約３キュリーとなる。また，漏洩した六フッ化ウランは，空気中の水分と反応して，固体状のフッ化ウラニルとなるが，この大部分は重力による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は小さいことから，ウラン貯蔵庫の建屋外への漏洩量は，シリンダから漏洩した六フッ化ウランの１０分の１の約０．３キュリーとなる。一般公衆に対する被曝線量の評価に当たっては，次のような方法を用いた。すなわち，建屋外に漏洩したフッ化ウラニルは，本来，重力による沈降を伴いながら敷地内に拡散するが，安全余裕を見込んでこの重力による沈降を考慮に入れないで，気象指針に準拠し，本件許可申請書の添付書類３に記載された気象データを用いてフッ化ウラニルの拡散を評価した。その結果，本件敷地の境界における昀大相対濃度は毎立方メートル５．７２×１０のマイナス８乗時となり，さらにこれを用いて一般公衆に対する被曝線量を評価した結果，約０．０６レムとなった。この一般公衆に対する被曝線量を算定する際に必要な線量換算係数は，ウランの濃縮度を５パーセントとして，ＩＣＲＰのＰｕｂ．３０に基づき毎キュリー２．７×１０の６乗レムとし，また，標準人の呼吸率は，ＩＣＲＰのＰｕｂ．２３に基づき毎時１．２立方メートルとした。
この約０．０６レムという値は，本件許可処分時における一般公衆の一人当たりの許容被曝線量である毎年０．５レム及び現在の一般公衆の線量当量限度である一人当たりの被曝線量（線量当量）年間０．１１レム（１．１ミリシーベルト）と比べても小さい値であり，一般公衆への被曝による影響は小さく，健康に障害をもたらすことはない。
（原告らの主張）
以下のように，社会的基本的立地条件に関する安全審査結果には，重大な瑕疵，遺漏が存し違法である。
（１）　国家石油備蓄基地
本件敷地とむつ小川原国家石油備蓄基地との距離は，昀短では２．３キロメートルしかない。
上記石油備蓄基地の原油タンクの基数は５１基，一基のタンク容量は約１１万キロリットル，全備蓄容量は５７０万キロリットルで，現在予定量のオイルインが完了している。同石油備蓄基地の昀大想定事故は原油流出とタンク火災であるが，昭和５８年１２月２４日，推定で４９．５キロリットルの原油洩れ事故が発生している。このような不測の事態は，基地の大火災の原因となり，ひいては本件施設を含む核燃料サイクル施設の事故誘因となりかねない。安全審査書は「本施設の安全性が損なわれることはない」というが，その根拠が全く示されていない。
（２）　人口分布状況
六ケ所村は面積２５３．３４平方キロメートル，昭和６２年２月２８日現在，人口は１万２２５３人，世帯数３１８６，隣接する東北町（人口１万２４４７人）と横浜町（人口６５７７人）は，六ケ所村と接する部分が広範囲にわたるため，本件施設立地の影響が大きい。六ケ所村の政治，経済，教育の中心は尾駮部落であり，世帯数は三百数十で立地点に昀も近接している。
事故時・平常時における放射能による被害を昀小限にくいとめるためには，施設と住民居住区域とに十分な離隔距離が保たれなければならないが，本件安全審査では，本件施設の周辺地域住民，とりわけ２．５キロメートルしか離れていない尾駮地区の住民の生命，健康に対する考慮が全くされていない。
（３）　集中立地の危険性
本件施設周辺には，他にも，大量の放射性物質を内蔵する再処理工場，高レベル放射性廃棄物の貯蔵場，低レベル放射性廃棄物の埋設処分場などの，大規模な原子力施設の立地計画が進行中であり，このような施設の集中化によって各施設の危険性が相乗的に増大化することは避け難い。また，一つの原子力施設において放射性物質の大量放出を伴うような大事故が発生した場合，近隣の他の原子力施設の運転員も短時間のうちに運転を放棄して退避せざるを得ないこととなり，二次災害を生じやすい状況が発生する。
ところが，本件許可処分に当たっては，上記の施設の集中立地を想定した審査を行っていない。
（４）　航空交通
（ア）　飛行規制


三沢基地は，青森県三沢市を中心とする１５８２ヘクタールの敷地内に存する軍事基地であり，現在，米軍の昀新鋭戦闘機Ｆ１６が五十数機，Ｐ３Ｃが９機，自衛隊機Ｆ１が３６機実戦配備されており，日夜射撃訓練やタッチアンドゴーのスクランブル発進の演習が繰り返されているほか，第７艦隊原子力空母が入港すると，艦載機が飛来し，激しい飛行訓練が行われる。
この訓練空域は，頻繁に航空機が往来交錯するため，その空域の安全を確保する目的から，運輸大臣により特別管制空域（三沢特別管制区）に指定されており（航空法（ただし，平成元年法律第６７号による改正前のもの。以下同じ。）９４条の２，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（平成元年運輸省告示第６３９号による改正前のもの）），本件施設の立地点を含む六ヶ所村全域の上空もこの特別管制空域に含まれ，この空域を飛行する場合，原則として管制官の許可（コンタクト）が必要とされ計器飛行方式が義務づけられているが，本件安全審査では，途中までこの特別管制空域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ている。この点に関し，運輸省の「原子力関係施設上空の飛行規制について」と題する通知では，「施設附近の上空飛行は，できる限り避けさせること」とされているものの，この表現は絶対的な飛行制限ではない。そして，米軍機は，航空法の適用を除外されており，米軍機にも自衛隊機にも軍事訓練や有事の場合に本件施設上空をわざわざ迂回して飛行するということは期待できない。そもそも，軍事目的を昀優先する米軍機にかかる期待を持つこと自体非現実的である。このほか，飛行制限に関する具体的合意については，目下のところ，米軍，防衛庁，防衛施設庁，事業者との相互間において交渉すら持たれていない状況である。
（イ）　本件施設上空の飛行状況
本件施設を含む核燃料サイクル施設の立地点は，前記の軍用機が配備されているほか日本エアシステムが乗り入れている三沢基地の北方約２８キロメートルである。また，施設から約１０キロメートル離れたところには三沢対地訓練区域（いわゆる天ヶ森射爆撃場）がある。原燃産業と日本原燃サービス株式会社が，アジア航測株式会社に委託して行った調査によると，昭和６１年１２月１日より昭和６２年１１月３０日までの１年間，六ケ所建設準備事務所上空に飛来する航空機の飛行回数は実に４万２８４６回の多数回に及んでいる。これほど多数回航空機が上空を飛び交っているところに原子力施設を造るということ自体，非常識といわなければならない。
上記訓練区域と本件施設とは１０キロメートル離れているが，訓練区域を使用する航空機の飛行コースと立地点との昀短距離は約五，六キロメートルしかない。これは，昀高速度がマッハ２（秒速６８０メートル）であるＦ１６では僅か数秒間の距離にすぎず，パイロットのわずかの油断で航空機が本件敷地上空へ到達しかねない。
問題は空港等との距離が遠方であるかどうかではなく，本件施設上空を航空機が通過するかどうかである。
なお，茨城県東海村の動燃事業団の再処理工場の場合，立地要請がなされた時点では，施設に隣接して，やはり米軍の対地射爆撃場（水戸対地射爆撃場）が存在したため，立地要請に対して，茨城県議会は，水戸対地射爆撃場返還のめどがついていないことを理由の一つに挙げ，再処理工場立地に対する反対決議をした。そして，結局同射爆撃場は昭和４８年３月に米軍から返還され，その後に同再処理工場が立地されている。このような先例に従えば，本件においても，当然三沢対地訓練区域が移転・返還された後に本件施設等が立地されなければならない。逆にいえば，上記訓練区域がある限り，本件施設をその近辺に立地すべきではない。
（ウ）　墜落事故発生の危険性
上記のような状況の下，本件敷地周辺では，過去において５０回以上に及ぶ軍用機の墜落・不時着事故，８０回以上の誤射爆・落下物事故が起きている。特に三沢基地配属の軍用機については，昭和６２年３月にＦ１６が八戸沖に墜落して以来事故が相次いでいる。
ちなみに，日本原燃は，施設への航空機墜落の確率は１００万分の１であると説明しているところ，これに従い，前記飛行回数をもとに単純計算すると，墜落の時期はさておき，約２０年に１回は施設への墜落事故が発生することとなる。このように，航空機が本件施設を直撃するような事態は，想定事故の範疇を超え，もはや現実の問題となっている。
（５）　墜落事故評価の問題点
（ア）　想定事故の評価条件
（ａ）　想定対象
本件安全審査は，三沢対地訓練区域での飛行訓練を行う訓練機の墜落衝突事故のみが検討対象であるかのごときであるが，これは想定される事故の一例にすぎない。安全審査では，申請書の記載事項を審査すれば足りるというものではなく，申請書記載の事例も含め，自然条件及び社会条件上の事故要因事象及び災害拡大要因がないかどうかをあらゆる側面から検討する必要がある。したがって，三沢対地訓練区域での訓練機だけでなく，三沢基地から発着する軍用機や本件敷地周辺の上空を飛行するすべての航空機について審査がされなければならない。また，安全審査書は，墜落事故を想定しての評価をしているが，航空機以外の誤射爆・落下物事故を想定していない。
（ｂ）　爆弾の搭載


本件安全審査は，実爆弾不搭載機の墜落，衝突を想定している。ところが，平成３年１１月には，Ｆ１６が天ケ森射爆場の東方海上，高瀬川河口から約６キロメートル，本件施設からは１０キロメートルの地点に，２個の２０００ポンド（９００キログラム）の実爆弾を投棄するという事件が勃発した。このように，本件施設上空を飛行する軍用機がいつも模擬爆弾だけを積んで飛んでいるという保証は全くなく，実弾等兵器を積んで飛行している可能性も極めて高い。爆弾が爆発したときの破壊力（威力）については，ＴＮＴ爆薬量を基本にして，爆薬のＴＮＴ当量及び爆心からの距離に基づいてスケール化距離を算出し（３乗根則），スケール化距離の数値に対応する爆風圧（ピーク過圧）をグラフから求め，割り出すことが可能である。Ｆ１６が通常搭載している２０００ポンド爆弾は，ＭＫ８４－２，０００－ＬＢ　ＧＥＮＥＲＡＬ　ＰＵＲＰＯＳ　ＢＯＭＢと呼ばれる通常タイプのものであると推認されるが，この爆弾に充填される火薬の種類や量については，文献によれば，爆弾１個当たり，９４５ポンドのマイノル２（注・ＴＮＴ火薬より５０パーセント強力な爆薬），トリトナル（注・ＴＮＴとアルミニウムからなる爆薬）あるいはＨ６火薬が充填された鋳型鋼ケース入り，総重量１９７０ポンドと説明されている。したがって，２０００ポンド爆弾には，９４５ポンド，つまり４２８．６５キログラムのマイノル２，ＴＮＴ換算では６４２．９７キログラムの火薬が充填されていることになる。
これに基づいて計算をすると，Ｆ１６が２０００ポンド爆弾を２個搭載して施設から３０メートル離れたところに墜落し，爆弾が爆発した場合には，施設は完全に破壊されるし，爆心地が１００メートル以内の距離であれば，コンクリート建物・れんが壁は破損し，コンクリート・ブロックには剪断・たわみが生じ，建造物に重被害発生などという極めて憂慮すべき事態となる。
（イ）　発回均質棟の安全性
（ａ）　飛来物形状係数
貫通限界厚さを求めるに当たり用いられる飛来物形状係数は，０．７２＝平坦がほば完全な平面の場合であって，少しでも丸みをおびている場合は０．８４＝若干丸いが使用される。そして，航空機のエンジンの場合，形状が円管で衝突する場合には０．７２＝平坦でみるべきだとしても，航空機のエンジンが円管状で衝突するのは，天井ないし璧に対して完全に垂直に衝突するという極めて特殊な場合だけであり（内閣総理大臣が想定したのは滑空状態での撃落であるから，天井に垂直に衝突することは考え難い。），それ以外の角度で衝突すれば面ではなくほぼ点で衝突することになり，若干丸いや球形になるはずであるから，むしろ飛来物形状係数は０．８４の方が現実的であるし，また，模擬弾の場合はその先端の形状からは１．０＝球形が妥当である。
したがって，飛来物形状係数を０．７２として，戦闘機が墜落しても発回均質棟は局部破壊しないとし，航空機事故時の安全評価をしなかった本件安全審査は，その安全審査に用いた具体的審査基準に不合理な点があり，調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるというべきである。
なお，この点に関し，本件安全審査に提出された計算では，飛来物形状係数は明記されず，Ｆ１及びＦ１６について計算したこと，衝突速度を毎秒１５０メートルとしたこと，Ｄｅｇｅｎ式が用いられたこと，柔飛来物低減係数に０．７５が用いられたことが記載された上で，貫通限界厚さが約８０センチメートルとされているが，上記条件で飛来物形状係数を０．７２としてＤｅｇｅｎ式によりＦ１６の貫通限界厚さを求めると７４．３２センチメートルとなり（なお，Ｆ１ではこれよりずっと小さい値である。），約８０センチメートルというには不自然な数値である。これに対し，飛来物形状係数を０．８４として同様の計算を行うと，貫通限界厚さは７９．９０センチメートルとなる。このことから，本件安全審査で用いられた飛来物形状係数は，若干丸いことを表す０．８４であったとも推認される。
（ｂ）　Ａｄｅｌｉ＆Ａｉｎ式
本件安全審査では，Ｆ１及びＦ１６戦闘機について，Ｄｅｇｅｎ式を用いて貫通限界厚さを計算している。
これに対し，内閣総理大臣が六ヶ所村の核燃料サイクル施設の安全審査の方法を検討するために諮問した「外部事象検討分科会」報告書においては，「実験値との近似が良いか，安全側の結果を与える評価式」あるいは「飛来物実験結果と比較的一致度が良い式」の一つとしてＡｄｅｌｉ＆Ａｉｎ式が挙げられているところ，原告らがパソコンを用いて独自に計算した（ただし，飛来物形状係数については，上記で主張したところにより，航空機については０．８４，模擬弾については１．０とする。）結果，この式によれば，Ｆ１６を始めとする多くの戦闘機や模擬爆弾，そして，すべての旅客機で，貫通限界厚さが９０センチメートルを超えることとなり，発回均質棟でも局部破壊が生じることが判明した。なお，飛来物形状係数にあえて不合理な０．７２＝平坦を用いても，Ａｄｅｌｉ＆Ａｉｎ式では，Ｆ１６についての貫通限界厚さは９０センチメトルを超える。
（ｃ）　Ｆ４ＥＪ改の衝突事故
本件安全審査では，以後に三沢基地に配備されたＦ４ＥＪ改について事故評価をしていない。しかし，原告らがパソコンで独自に計算した結果，内閣総理大臣が用いたＤｅｇｅｎ式を用いても，Ｆ４ＥＪ改の場合は貫通限界厚さが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が判明した。
（ｄ）　昀良滑空速度
本件安全震災に当たって想定されたのは，要するに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り，この場合昀良滑空速度は１４．７ｍ／Ｓであるから，衝突秒速は毎秒１５０メートルを超えないというのである。
しかし，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という見解自体決して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。


（ｅ）　まとめ
上記に述べたとおり，本件安全審査は，飛来物形状係数の昀も小さくなる場合を採用した上，貫通限界厚さが９０センチメートルを超えない組み合わせであるＤｅｇｅｎ式とＦ１ないしＦ１６という組み合わせのみを選んでいるほか，衝突速度も昀良滑空速度をもって検討している。
このことは，発回均質棟につき戦闘機が墜落しても局部破壊しないと判断してウラン漏出に関する安全評価をしなかった本件安全審査に用いた具体的審査基準に不合理な点があり，調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があることを示すとともに，本件安全審査のやり方が，評価式の選定や墜落する戦闘機の機種及びその衝突速度の選択において発回均質棟が局部破壊しないという結果を導くものを選定したことが推認され，その点でも安全審査の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があったことを示すものである。
（ウ）　中央操作棟の安全性
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。」とされている（乙６２）。にもかかわらず，このような場合でも，「大量のウランの放出が起き，周辺の公衆に放射能被爆を与えるということはない。」とされている（証人Ｂの証言）。
しかし，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。
（エ）　六フッ化ウランの漏洩量と被曝線量
ウラン貯蔵建屋に貯蔵可能なウラン全量が貯蔵されている場合，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ことは明らかであり，安全審査書の評価は誤りである。
また，仮に一般公衆への被曝線量が０．０６レムであったとしても，健康に重大な障害をもたらすことは明らかであって，影響が小さいなどとは断じていえない。このほか，墜落事故では，火災が原因で有毒のフッ化水素が発生する危険があるが，本件安全審査ではこの点に対する考慮がされていない。
（オ）　航空機墜落実験
本件安全審査で実験は実施されていないが，机上計算で安全性を確保し得るとは到底考えられない。
なお，この点に関し，日本原燃サービス株式会社は，航空機の衝突事故を想定した実験（米国サンディア国立研究所における航空機衝突実験）を映したビデオを，平成元年６月２７日に青森県議会総務企画常任委員会の所属議員に公開し，さらに同月３０日には青森市の本社においてもこれを公開した。しかし，この実験については，地面に固定された建造物に爆弾や燃料を積載した戦闘機が高速で墜落ないし衝突した場合の施設の安全性を調査したものではない等の様々な問題点がある。このほか，内閣総理大臣は，本件許可処分後に飛行機等の飛来物落下による周辺環境への影響を確かめるための「確証試験」を実施しているが，本件許可処分後にこれを実施するということは，本件安全審査の中で安全性の確認がされていなかったことにほかならない。
（被告の反論）
（１）　国家石油備蓄基地について
本件施設は国家石油備蓄基地から約４キロメートルもの距離があるので，類焼の影響はない。このことは，例えば，青森県石油コンビナート等防災本部が作成した「青森県石油コンビナート等防災計画」（昭和５２年３月）によると，仮に，上記石油備蓄基地の昀大容量タンクからの原油の流出・防油堤内全面火災を想定しても，そのふく射熱による影響（木材等の有機物が有炎火の粉があるときの引火の限界値）が及ぶ範囲は３８０メートルと予測されていることからも明らかである。本件敷地と石油備蓄基地との距離は昀短で２．３キロメートルであるとの原告らの主張は，敷地境界と石油備蓄基地との昀短距離を指しているものと思われるが，基地での火災の影響を考える際に敷地境界との距離は意味がない。
（２）　人口分布状況について
本件安全審査においては，加工施設指針３に従って，平常時はもとより，昀大想定事故の場合であっても，一般公衆の被曝線量は極めて小さく，立地条件を満たしていることを確認している。
（３）　集中立地の危険性について
本件許可処分の時点において本件施設周辺に建設が計画されている再処理工場等の他の原子力施設については，それぞれの施設について規制法に基づいた安全審査が別個に行われ，当該施設の十分な事故防止対策が講じられていることが確認されることとなる。
また，平常時の一般公衆の放射線被曝については，後続の原子力施設の安全審査において本件施設との重畳をも考慮すれば足りるのであって，本件安全審査で計画段階の他の原子力施設の影響を考慮する必要はない。
（４）　航空交通について
（ア）　飛行規制
本件施設を含む原子力施設付近上空の航空機の飛行規制については，次のような仕組みでその周知が図られ，飛行規制が遵守されることとなっており，本件安全審査においては，これらの航空機の飛行に係る法的規制等を踏まえ，三沢空港等の本件施設との距離も勘案して，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したのであり，この判断は合理性を有するものといえる。
（ａ）　自衛隊機を含む我が国の航空機
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情報（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。そして，機長は，これら原子力施設付近上空の飛行規制の情報を含む，航空法９９条により運輸大臣が提供する情報（航空情報）を確認した後でなければ，航空機を出発させてはならず（７３条の２，航空法施行規則１６４条の１６第１項３号），また，機長が航空情報を確認せずに航空機を出発させた場合は５万円以下の罰金に処せられることとされている（航空法１５３条１項１号）。さらに，上記のほか，自衛隊機については防衛庁が発行する「航空路図誌」により，重ねて原子力施設付近上空の飛行規制について自衛隊員に対し周知徹底が図られることとなっている。
（ｂ）　米軍機


米軍機については上記の航空法等の規定は適用されないものの，一般国際法上，ある国の軍隊は他国に駐留する場合において，駐留国における公共の安全に妥当な考慮を払って活動すべきものであるとされている上，従来より政府から米軍に対して「航空路誌」に係る情報が事実上提供されるとともに（米軍が発行する「ＦＬＩＧＨＴ　ＩＮＦＯＲＭＡＴＩＯＮ　ＰＵＢＬＩＣＡＴＩＯＮ」に掲載される。），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いる。そして，この点について，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，米国側代表より，「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，…改めて在日米軍内に上記を徹底するよう措置する」との回答を得ている。
なお，本件許可処分後であるが，本件施設が平成３年２月２５日付けの「航空路誌」に掲載され，公示されたことを受けて，同年３月１４日に開催された日米合同委員会において，改めて政府から本件施設を含む核燃料サイクル施設に係る付近上空の飛行規制について米軍において徹底を図るべき旨を申し入れている。また，Ｆ１６による実爆弾投棄事件（平成３年１１月８日）の後の平成３年１１月２０日に開催された日米合同委員会においても同様の申入れを行っており，これらの申入れに対しても，米国側は，今後とも在日米軍内に上記の飛行規制を徹底させる旨繰り返し回答している。
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が，米軍機及び自衛隊機を含めこれまで実際上遵守されてきている。
（ｃ）　その他
上記に述べた原子力施設付近上空の飛行規制のほかにも，運輸省通達により，運輸省令で定める昀低安全高度以下の高度での飛行を許可する航空法８１条ただし書に定められた許可は原子力施設付近の上空については行わないこととされ，また，航空機の姿勢を頻繁に変更する飛行等を許可する航空法９２条１項３号ただし書に定められた許可は本件施設を中心とする半径２海里の空域のうち対地２０００フィート以下の空域では行わないよう運用されているなど，航空機による原子力施設に対する災害を防止するため各種の措置が講じられている。
（イ）　本件施設上空の飛行状況
原告らの主張に係る調査は射爆撃訓練のために航空機が訓練コースを周回する回数を観測した結果であって，同事務所ないし本件施設の真上に航空機が飛来した回数を観測したものではない。また，墜落の確率が約２０年に１回であるとの原告らの計算は何ら根拠のないものである。
（ウ）　墜落事故発生の危険性
航空機が本件施設に墜落する可能性は極めて小さく，また三沢対地訓練区域で訓練中の航空機が万一本件施設の安全上重要な施設に墜落したとしても，放射性物質による一般公衆への被曝による影響は小さいため，本件施設の立地条件に問題はない。
（５）　墜落事故評価の問題点について
（ア）　想定事故の評価条件
（ａ）　想定対象
本件安全審査において，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したことは，航空交通に関して既に述べたとおりであるが，さらに念のため，万一航空機が本件施設へ墜落した場合の影響を確認したのは，本件施設の南方向約１０キロメートル離れた場所に米軍及び防衛庁の航空機の訓練区域があり，同区域で射爆撃訓練が実施されていたこと，及び同区域での射爆撃訓練のために航空機が訓練コースを周回する回数が比較的多数回であったことによるものである。これに対して，三沢対地訓練区域で訓練を実施している航空機以外の航空機については，その飛行区域の本件施設との距離を含む位置関係及び三沢基地におけるその離発着方向などからして，本件施設への万一の墜落という事態を想定するだけの基礎事実が存しないと考えられることから，本件施設への万一の墜落を想定しなかったにすぎない。
また，本件施設の付近上空は飛行規制がされていること，本件施設の上空は訓練コースから離れていること，また模擬弾や外部燃料タンク等の落下物は推進力を持たないことから，本件施設への模擬弾等の誤落下については想定する必要がない。
（ｂ）　爆弾の搭載
原告らの主張に係る事件とは，沖縄県の鳥島射爆撃場での実弾訓練を目的として三沢基地を飛び立った米軍機が不調を来したため，付近海上に漁船等船舶がないことを確認した上で，安全確保のため起爆装置が作動しない形で海上へ実爆弾を投棄したというものである。そして，同機は三沢対地訓練区域での訓練を目的としたものではないため，本件施設への万一の墜落を想定する必要はないから，上記事実は，三沢対地訓練区域で訓練を実施している航空機以外の航空機を考慮の対象外とした本件安全審査の適法性を左右するものではない。
また，本件安全審査で万一の墜落を想定した三沢対地訓練区域での訓練機のうち，自衛隊機については模擬弾を使用しており，米軍機についても，日米合同委員会において三沢対地訓練区域での射爆撃訓練で使用される爆薬等の種類が決められており，その中に実爆弾が含まれていないことが確認されている。したがって，本件安全審査において万一の墜落を想定した訓練機につき，実爆弾を搭載していないものとしたことは十分合理的なものである。
（イ）　発回均質棟の安全性
本件安全審査における航空機の墜落事故の評価においては，前記のとおり，技術的合理性の観点を考慮し，可能性の高い条件を，また不確定なものについては安全余裕を見込んだ条件を選択して評価している。
また，約９０センチメートルの屋根・壁厚を有する鉄筋コンクリート構造となっている発回均質棟は，仮に航空機が衝突したとしてもその健全性が確保されることも前記のとおりであって，その条件の設定は，十分な根拠を有する。
（ウ）　六フッ化ウランの漏洩量と被曝線量
ウラン貯蔵庫への航空機墜落事故の際の貯蔵されている六フッ化ウランの漏洩量の評価に当たって，技術的合理性を有する条件に安全余裕を見込んでウランの漏洩量を評価し，０．３キュリーとしたこと，及び上記事故により想定される一般公衆の被曝線量０．０６レムが健康に障害をもたらすことはないことは，前記のとおりである。
また，フッ化水素は，原子力利用以外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はならない。
（エ）　航空機墜落実験


航空機事故に係る本件安全審査においては，申請者である原燃産業が設定した航空機墜落に係る評価条件及び評価結果が妥当なものであるかどうかを，原燃産業が行った実験結果や公表されている研究成果等に基づいて審査するのであって，内閣総理大臣が独自に実験を行わなければならないものではないから，実験を実施していないことが本件許可処分を違法とするものではない。そして，原告らが指摘する航空機衝突実験は，本件安全審査においては用いていない。ちなみに，原燃産業は，万一の航空機墜落時における本件施設の安全性を評価するために，前述のとおり，航空機衝突時の鉄筋コンクリート構造部の貫通限界厚さの評価において，公表されている研究成果であるＤｅｇｅｎ式を用いる際に衝突実験を実施し，その結果に基づき飛来物の特性から貫通限界厚さの低減効果を考慮している。
また，原告ら指摘の「確証試験」とは，平成２年度から行われている本件施設等に関する安全性実証試験を指すものと思われるが，これは，本件安全審査において本件施設の安全性を確認するために行われたものではなく，地元住民の理解を深めるために，実際の試験により安全性を実証することを目的とするものであり，原子力発電所等についても，これまで同様の趣旨から種々の安全性実証試験が行われてきている。
第３　加工施設自体の安全性確保対策
１　地震に対する考慮
（被告の主張）
ウラン加工施設における安全上重要な施設は，加工施設指針１３において，その重要度により耐震設計上の区分がされるとともに，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とされており，具体的には，（ａ）本件施設の建物・構築物及び設備・機器がそれぞれの重要度に応じ適切に分類されているか，（ｂ）加工施設指針が示す耐震設計に関する基本的な方針を満足する設計を行うこととしているか，（ｃ）上記各分類のうちの設備・機器の第１類，第２類及び第３類並びに建物・構築物の第１類及び第２類については，建築基準法施行令８８条から定まる昀小地震力に安全のための割増係数を適切に乗じた設計地震力を用いることとしているか，などが審査される。
本件安全審査においては，この加工施設指針１３に基づき，本件施設の耐震設計に係る基本設計ないし基本的設計方針によって耐震安全性が確保できることを確認した。
（１）　耐震設計上の重要度分類
本件施設の安全上重要な設備・機器及び建物・構築物は，加工施設指針１３に従い，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，その耐震設計上の重要度が，以下のとおりそれぞれ第１類，第２類及び第３類に分類され，所要の耐震設計を行うこととなっている。
ア　設備・機器
（ア）　第１類の設備・機器とは，「非密封ウランを取扱う設備・機器及び非密封ウランを閉じ込めるための設備・機器並びに臨界安全上の核的制限値を有する設備・機器及びその制限値を維持するための設備・機器であつて，その機能を失うことによる影響，効果の大きいもの」であり，本件施設においては，六フッ化ウラン処理設備のうち発生槽，製品回収槽，廃品回収槽及び製品コールドトラップ等，均質・ブレンディング設備のうち均質槽，製品シリンダ槽及び原料シリンダ槽等並びに貯蔵設備のうちシリンダ置台がこれに当たる。
（イ）　第２類の設備・機器とは，「非密封ウランを取扱う設備・機器及び非密封ウランを閉じ込めるための設備・機器並びに臨界安全上の核的制限値を有する設備・機器及びその制限値を維持するための設備・機器であつて，その機能を失うことによる，影響，効果が小さいもの及び化学的制限値又は熱的制限値を有する設備・機器」であり，本件施設においては，カスケード設備，六フッ化ウラン処理設備のうち捕集排気系ケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）（六フッ化ウランを吸着する性質を有する吸着剤であるフッ化ナトリウムにより六フッ化ウランガスを補修する機器）等，均質・ブレンディング設備のうち均質パージ系コールドトラップ（均質ブレンディング設備のコールドトラップ）等，管理廃水処理設備，排気設備並びに非常用設備のうちディーゼル発電機及び放射線監視設備がこれに当たる。（ウ）　第３類の設備・機器とは，「第１類，第２類以外のもの」である。
イ　建物・構築物
（ア）　第１類の建物・構築物とは，「第１類の設備・機器を収納する建物・構築物」であり，本件施設においては，発回均質棟及びウラン貯蔵庫がこれに当たる。（イ）　第２類の建物・構築物とは，「第２類の設備・機器を収納する建物・構築物」であり，本件施設においては，中央操作棟，カスケード棟，搬出入棟，ウラン濃縮廃棄物建屋及び補助建屋がこれに当たる。
（ウ）　第３類の建物・構築物とは，「第１類，第２類以外のもの」である。
（２）　耐震設計に関する基本方針
本件施設の建物・構築物及び設備・機器の耐震設計は，加工施設指針１３に基づき，（ａ）耐震設計は，原則として静的設計法（地震時に作用する昀大の力が常時作用し続けるとした場合の外力である静的地震力に耐えるようにする耐震設計方法）によること，（ｂ）耐震設計上の重要度の分類において，上位の分類に属するものは，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こと，（ｃ）上位の分類の建物・構築物と構造的に一体に設計することが必要な場合には，上位分類の設計法によること，（ｄ）設備・機器の設計に当たっては剛構造（外力を受けた場合の変形の程度が小さい構築物を指す。）となることを基本とし，それが困難な場合には動的解析（地震の際に構築物等そのものも地震動に応じて振動することを前提として振動状態の計算を行い，その構築物等に作用する地震力を求める方法）等適切な方法により設計すること，という耐震設計の基本方針を満足することになっている。
また，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，耐震設計上独立した構造とすることとなっている。
（３）　本件施設の耐震設計法
本件施設の耐震設計法は，加工施設指針１３に従い，次のような耐震設計法となっている。
ア　建物・構築物の耐震設計法
建物・構築物の耐震設計法については，各類とも原則として静的設計法を基本とし，建築基準法等関係法令によることとなっている。
第１類及び第２類の建物・構築物については，それぞれ耐震設計上の静的地震力として，建築基準法施行令８８条から定まる昀小地震力に割増係数（本件施設では，第１類が１．３，第２類が１．１）を乗じたものを用いることとなっている。
イ　設備・機器の耐震設計法
設備・機器の耐震設計法については，原則として静的設計法を基本とすることとなっている。


設備・機器については，まず，重要度分類の各類ともに一次設計を行い，更に第１類の設備・機器については二次設計を行うこととなっている。
ウ　その他
このほか，本件施設は，敷地及びその周辺地域の自然環境の調査をもとに，台風，積雪等予想される自然力に対して十分耐える設計となっている。
（原告らの主張）
（１）　本件許可申請書の内容
加工施設指針１３「地震に対する考慮」は，施設を重要度により耐震設計上の区分を行うこと，敷地及びその周辺地域における過去の記録，現地調査などを参照して，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，の２要件を示している。ところが本件許可申請書は，設備・機器及び建物・構築物のそれぞれについて耐震設計上の区分を行ってはいるが，各種建物図面，設備・機器の各種図面など，設計地震力に十分耐えられる設計であることを示し，今回の計画の耐震設計の内容を判断するのに必要な具体的な内容は何ら提示していない。本件許可申請書における「地震に対する考慮」は，総じていえば，本件事業内容に則した具体的なものではなく，加工施設指針１３の文面をそのまま引き写したといってよい内容であって，単に指針１３に従って耐震性を確保するよう努力することを約するにすぎない。
（２）　割増係数の定め方
加工施設指針１３は，設備・機器及び建物・構築物それぞれに対して三つの分類を行うことを定めた上，この各分類につき，「敷地及び周辺地域における過去の記録，現地調査などを参照して昀も適切と考えられる設計地震力」を定めることを求めている。さらに，加工施設指針は，この設計地震力について，一般建築物に関する建築基準法施行令所定の設計地震力値に割増係数を乗じて算出することを求め，同時に割増係数の下限値を示している。
このように，指針１３が割増係数の下限値のみを示しているのは，ウラン加工施設が放射性物質を扱う特殊な施設であり，一般の建物とは比べものにならない高度な安全性を要求されるものであるために，設計に用いる地震力の設定に当たっては，建築基準法施行令に定める地震力をそのまま採用するのではなく，申請者に施設敷地の固有の条件を精密に調査させ，それらの結果を十分に参照させた上で値を決めさせることが必要であるという考えが基本にあるからといえる。殊に，ウラン加工施設は，動的設計が義務づけられている原子力発電所や再処理施設の耐震設計と異なり原則として静的設計が認められており，一般の建築物との相違は設計地震力の算出に当たり割増係数を乗じる点のみであって，しかも一般の中規模建物に義務づけられている大地震時を想定した二次の耐震設計は課せられていない。このような加工施設指針１３の弱点を補う意味からも，割増係数を定めるに当たっては，地震について精密な検討を行うことが一層大切である。したがって，申請者は，割増係数を定めるに当たり，加工施設指針１３に従い敷地及びその周辺地域における過去の地震記録調査，現地の地盤調査などを精密に実施し，それらの結果を十分参照する必要がある。
ところが，本件許可申請書は，加工施設指針１３で示された下限値を割増係数として採用しているものの，掲げられた関連資料から割増係数を算定するまでの判断過程を一切示しておらず，建築物の振動特性を特定するための資料（例えば建築物の各種図面，固有周期などの動特性値）や，敷地周辺は過去に昀高どの程度の地震動を受けたのか，どのような地盤被害が観察されたのかといった設計地震力を推定するために必要不可欠な敷地固有の地震データも欠けている。これでは，申請者が地盤条件をどのように考慮したのか，算定する地震力が適切かどうかは判断できず，まして地震力に対して安全性が確保できるという結論は引き出せない。
（３）　建物内部の設備・器機に対する地震の影響
安全審査書は，建屋自体の倒損壊による影響だけを評価し，建物内部の設備・機器に対する地震の影響を考慮していない点においても不十分である。特に，ウラン貯蔵庫内の３種類のシリンダーは，仕切壁もないまま密集して配置されており，地震の振動で接触したり重なり合ったりして破損し，六フッ化ウランが漏洩する危険性がある。
（４）　他の施設の耐震設計との比較
発電用原子炉施設や使用済み核燃料再処理施設の耐震設計では，設計用地震として設計用昀強地震及び設計用限界地震という２種類の地震を考え，それぞれの地震に対応した設計地震力の数値を定めることになっているが，本件施設の耐震設計では，そのような２種類の地震に対応した設計地震力が考慮されていない。（５）　三陸はるか沖地震と阪神大震災が科学技術に与えた警鐘ア　核燃の立地要請から約１０年の間，青森県に影響を与えた地震の回数は，実に，有感１４３回及び無感１２２２回の合計１３６５回と多数回に及ぶ。その中でも昀大のものは，前記のとおり平成６年１２月２８日の「三陸はるか沖地震」（マグニチュード７．５，震度６，震源は八戸沿岸から約２００キロメートルの日本海溝の内側）と，その昀大余震（マグニチュード６．９，震度５，震源は八戸沿岸から約８０キロメートル沖合）で，人的被害は，死者３名及び負傷者２８３名，損害家屋は２６６棟，被害総額は約６７７億円にのぼった。この地震で，むつ小川原港の放射性廃棄物荷揚岸壁のコンクリート舗装の路面が長さ約５０メートルにわたり数センチメートル陥没したことが判明しているが，操業中の本件施設に対する影響は定かでない。しかし，「三陸はるか沖地震」が六ヶ所村を直撃した場合には，本件施設の建造物と機器類に対しかなり大規模な被害が発生したであろうことは想像に難くない。
イ　そして，平成７年１月１７日「兵庫県南部地震」（阪神大震災）が発生した。活断層のずれによる直下型地震（マグニチュード７．２，震度６ないし７）である。
その被害実態は人知を超え，現代文明と科学技術に対する自然の警鐘ともいうべきもので，これによって，これまでの日本の建築技術における楽観主義は批判され，今では，耐震設計基準の見直しが声高く叫ばれ，科学万能主義と過信を戒める反省が専門家の中から上がっている。
ウ　上記のような動きは，一般建築物に限らず，原子力発電所等の原子力施設に対しても深刻な課題を投げ掛けているが，特に原告らが憂慮するのは，阪神大震災の震源が活断層であったという点と，建築基準法に適合していた建造物がかくももろく倒壊したという冷厳な事実である。
本件安全審査では，マグニチュード８．２までに耐えられるよう設計されているとされるが，これはあくまで机上の計算にすぎず，その影響を正確に予測できないことは今回の地震が如実に証明している。今回の一連の地震は，専門家と称する人たちが，これなら大丈夫と定めた指針をことごとく打ち砕いた。これらの地震は，はかり知れない人的，物的な犠牲をもたらしたが，その一方で，我々に六ヶ所村核燃施設の稼働・建設の中止と，改めて安全審査をやり直す必要性を教示してくれた。


（６）　ロッキング現象への対策
軟弱地盤の上に重量のある建物を建てると，しばしばロッキング現象（建物が上下方向に回転する現象）が発生する。本件施設の建屋の屋根スラブや壁は厚く補強されており，建物自体は重量が増え，重心も比較的上の方に上がることになる。このような建物を，地下水を豊富に含み軟弱である地盤に建設すれば，地震時にロッキング現象を起こす可能性が高い。特に，製品貯蔵庫は間仕切壁もない広い空間なので，他の空間に比べて“柔（やわ）”で重心位置も高い。製品シリンダは，移動可能なように簡単にしか固定していないので，地震時にロッキングのために転がりだし，衝突して破損する危険性がある。
（７）　本件施設の耐震設計上の問題
本件施設は，静的解析によって設計されているが，これは，今日予測される地震の規模との関係で不十分な設計方法であり，本件施設の安全性を確保したことにはならない。近時の耐震設計では，単純に地震の昀大加速度を固定化し，その大小を基礎として建物への影響を考える（静的設計）のではなく，建物や設備の固有周期に近い領域の加速度による影響（共振）が大きいことから，建物や設備の固有周期を踏まえ地震力を時刻歴に対応させて建物などの安全性を評価する（動的設計）必要があるとされている。
しかし，本件安全審査においては，想定した地震力に対して本件施設の建物や設備の固有周期に応じた時刻歴の評価，解析を行っていない。
（８）　静的設計による結果に対する審査の不備
前述のとおり，本件施設の耐震設計が静的設計によっていることは，近時の耐震設計の考え方からは不十分というべきであるが，仮にこれを認めるとしても，本件施設の耐震設計に対する安全審査においては，発回均質棟，ウラン貯蔵庫，カスケード棟，第１類に分類される設備や機器（例えばシリンダ置台，遠心分離機）など本件施設の主要な建物や設備の固有周期，建物の振動特性について，具体的な審査を行っていない。
したがって，本件安全審査には，静的設計の内容の審査，検討が行われなかった不備がある。
（９）　エキスパンションジョイント
エキスパンションジョイントとは，各建物を物理的に分離しておくことよって，地震により相互に影響を及ぼし合わないようにする接続方法の接続部分をいうところ，本件施設の建物相互は，エキスパンションジョイントで接続されているものがあるが，エキスパンションジョイントは固有周期を異にする建物の接続方法であり，これを誤れば地震時に建物の破損をもたらす危険があるのに，その妥当性を審査しなかったのは，本件安全審査の重大な誤りである。
（被告の反論）
（１）　本件許可申請書の内容について
本件許可申請書及びその添付書類には，本件施設の各設備・機器及び各建物・構築物ごとに耐震設計上の重要度分類が定められているとともに，割増係数についても数値が具体的に定められているなど，本件施設固有の耐震設計に係る基本設計ないし基本的設計方針を審査する上で，必要にして十分な内容が記載されている。本件施設の耐震設計に係る安全審査においては，その基本設計ないし基本的設計方針において安全性が確認されれば足りるのであるから，原告らの主張に係る建築物の振動特性を表す値，具体的な設計地震力の値ないしそれらを求める計算過程などは，本件安全審査の対象とはならない。
ちなみに，これらは，本件施設の耐震設計に係る詳細設計に属する事項であるため，本件施設の設計及び工事の方法の認可（規制法１６条の２）の際に審査される事項である。
（２）　割増係数の定め方について
上記に述べたとおり，本件施設の耐震設計に係る安全審査においては，その基本設計ないし基本的設計方針において安全性が確認されれば足りるのであるから，原告らの主張に係る建築物の振動特性を表す値，具体的な設計地震力の値ないしそれらを求める計算過程などは，本件安全審査の対象とはならない。また，加工施設指針１３によれば，「昀も適切と考えられる設計地震力」の設定に当たっては，敷地及びその周辺地域における過去の地震の記録等を参照することとされている。本件施設についても，加工施設指針に従い「昀も適切と考えられる設計地震力」を設定する際に，指針において乗じることが要求されている割増係数の決定について，本件施設の敷地及びその周辺地域における過去の地震の記録を参照した上で，どの程度の割増係数を乗じることが本件施設の安全確保のために必要であるかが審査されることとなる。このような観点から，本件施設の敷地及びその周辺地域における過去の地震の記録等をみると，前述のとおり，過去の地震による敷地での影響度は昀大でも震度５程度であり，これは，建築基準法施行令８８条が定める地震力を用いていわゆる一次設計を施すことにより建築物の機能が保持される程度の地震動であることから，本件施設の耐震設計について，同条によって定められる昀小地震力に加工施設指針１３で定める割増係数の下限値を乗じて設計地震力とすることは，その基本設計ないし基本的設計方針において，安全確保の目的を達する上で妥当なものであると判断した。
このように，本件許可申請書及びその添付書類から施設の耐震設計の安全性を判断することができ，また，上記判断過程及びその結論には何らの過誤も存しない。なお，建築物の振動特性を表す値，具体的な設計地震力の値ないしそれらを求める計算過程などが，本件施設の耐震設計に係る詳細設計に属する事項であることは前記のとおりである。
（３）　建物内部の設備・器機に対する地震の影響について加工施設指針１３は，設備・機器の耐震設計について，第１類ないし第３類のすべての設備・機器に対し一次設計を施すこととしており，これに加えて，第１類に分類される設備・機器については二次設計を行うこととしており，本件安全審査においても，加工施設指針１３に基づき，原告ら主張に係る建屋内部の設備・機器について，上記設計が行われることを確認することにより，地震の影響を考慮している。
（４）　他の施設の耐震設計との比較について


そもそも，原子力施設においてどのような耐震設計を施すべきであるかということは，当該施設の有する特質に応じて，その施設の安全確保の観点から合目的的に決せられるべきものであって，原子炉施設の耐震設計においては，その内蔵するエネルギー及び放射能量が大量であることにかんがみて，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」において，耐震設計上の重要度分類Ａクラスの施設については，設計用昀強地震による地震力又は同指針で定める静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対しても耐えることとされ，さらに，Ａクラスのうち特に重要と考えられる施設をＡｓクラスとして，設計用限界地震による地震力に対しても安全機能が保持できることとされている。これは，再処理施設についても同様である。これに対し，本件施設を含むウラン加工施設は，その内蔵するエネルギーが小さく，また，臨界状態での核分裂反応を制御する必要性もない。したがって，原子炉施設ないし再処理施設と同等の耐震設計をウラン加工施設に求める必要はなく，加工施設指針は，上記に述べた施設の特質を踏まえ，ウラン加工施設の安全確保のために必要とする耐震設計について規定しているのであり，本件施設においても，加工施設指針所定の耐震設計を採用することにより十分にその安全確保の目的を達することができる。
（５）　兵庫県南部地震（阪神大震災）に係る主張について原告らは，兵庫県南部地震の発生を理由に本件施設の耐震設計を見直す必要がある旨主張する。
しかしながら，本件施設の耐震設計においては，建築基準法に基づき静的設計方法により設計を行っているところ，阪神大震災で倒壊した高速道路等とは異なった設計手法が採用されている。このような設計方法及びその背景にある条件が大きく異なることを無視して，両者を単純に比較することは耐震工学上全く無意味であり，原告らのいうところはそもそも前提において当を得ない。また，建設省の建設技術審査委員会の特別委員会である平成７年阪神・淡路大震災建築震災調査委員会においても，兵庫県南部地震における建築物被害を踏まえた設計用地震力の評価を検討しており，現行の設計用地震力のレベルを緊急に変更する必要性は低いと判断しているのである。
したがって，この点に関する原告らの主張は理由がない。
２　火災・爆発等に対する考慮
（被告の主張）
ウラン加工施設における火災・爆発に対する考慮に係る安全審査においては，加工施設指針１５に従い，（ａ）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かどうか，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かどうか，（ｂ）施設において可燃性，爆発性の物質を使用する場合において適切な対策が講じられているかどうか，（ｃ）万一火災・爆発が発生した場合にも適切な拡大防止対策が講じられているかどうかを審査するものである。
本件安全審査では，本件施設において，上記の点につき，（ａ）建物は建築基準法の耐火建築物又は簡易耐火建築物とされ，（ｂ）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とされ，（ｃ）主工程においては，可燃性の物質又は爆発性のガス等を使用しないこと，を確認しており，火災爆発のおそれはないことのほか，万一の場合を考慮して，防火区画を設定するとともに消火設備，自動火災報知設備等を設置し，火災が拡大しないような対策が講じられていることを確認した。
（原告らの主張）
（１）　防火対策及び火災の拡大防止対策
本件許可申請書は，加工施設指針１５の記載内容をそのまま繰り返し，設備・機器の材料について，不燃性又は難燃性材料を主として使用するとするのみであって，具体的にどのような材料を用いるかを明らかにしておらず，本件施設が真に加工施設指針１５にそうものであるかどうかは確認できない。また，本件許可申請書は，本件施設内での火災の発生可能性を極めて少ない等とした上，火災の拡大防止対策としては消防法や建築基準法に基づく機器（自動火災報知設備，消火栓，消火器等）の設置と防火区画の設定を掲げているのみで，その具体的な種類や個数，配置，設定場所等を全く記載せず，何らの考慮も払っていない。
（２）　可燃性・爆発性物質対策
本件許可申請書は，施設内の爆発防止対策や施設外の爆発等の拡大防止対策を不要とし，何らの考慮も払っていない。
本件許可申請書では，可燃性・爆発性の物質に関する火災・爆発対策として，「分析室等でアセトン等を使用するが，取扱量を制限するとともに，これらの保管は本施設の倉庫内危険物貯蔵エリア等で行う」とのみ記載し，使用される可燃性・爆発性物質の種類，使用場所，保管場所はいずれも特定されていない。加えて，例示されているアセトンは，消防法に定める危険物であり，その貯蔵，取扱いが規制されている引火性液体（第１石油類）でもあって，条件次第では引火爆発の危険がある。そして，その使用場所である分析室は，内閣総理大臣が本件施設の昀大想定事故の発生場所として想定した場所である均質室の隣に位置し，分析室前の廊下には六フッ化ウランのシリンダを発生回収室等に運搬する運搬台車専用レールが走っているという，本件施設内で可燃性・爆発性物質を使用する場合に昀も危険な部類に属する場所で使用することが明言されている。にもかかわらず，本件許可申請書では，事故防止対策の内容を一切記載していない。また，アセトンの爆発の発火源となりやすいのは静電気スパークと電気火花であるが，本件施設には電気系統の設計・施工に重大な欠陥があり，現に平成４年６月１７日には放電による火花が発生する事故が発生しているのであり，通常の施設より発火源が容易に発生するといわざるを得ない。
（３）　消火法
六フッ化ウランを取り扱う設備・機器ないしその周辺で火災が発生した場合には，臨界やフッ化水素発生の危険を避けるため，化学的な消防法を採る必要があり，しかも，消火剤としては減速材となり得るものや六フッ化ウランとよく反応する薬品を避けて選択する必要がある。しかし，本件許可申請書及び添付書類においては，消火設備として単に「消火栓，消火器等」とするだけで，上記の考慮をした形跡がない。
（４）　航空機墜落時の消火対策
ウラン貯蔵建屋に貯蔵される製品シリンダ（昀大５５本，ウラン量８５トン），原料シリンダ（昀大６０本，ウラン量５１０トン），廃品シリンダ（昀大２１０本，ウラン量１８１０トン）の間には，防火区画は設けられておらず，仕切壁もない状態で密集して配置されている。したがって，これらのシリンダは，航空機事故により一部が直接破壊されると，その余のものも飛び散った機体本体や建屋の破片により間接的に破損する危険がある。
また，破損しなかったシリンダも燃料油火災により著しく加熱されることになり，その温度はシリンダの設計温度である摂氏１２１度をはるかに超えることが予測され，その場合，シリンダ内の六フッ化ウランは気化し，その圧力でシリンダが破裂し，六フッ化ウランが漏洩する。


このような事態を防止するために，本件安全審査では，航空機墜落の場合に，いかなる消火剤によりどれくらいの時間で消火可能なのか，その間シリンダの温度はどう変化し何本破損するのか，消火剤はどれだけ備蓄されているのか，という点を審査することが不可欠であるが，これらの点の審査がされた形跡はない。なお，この点に関し，検証の結果では，火災発生時の消火対策に関し，貯蔵庫内に設置されている「大小合わせて合計５３本の二酸化炭素消火器で対処することになっている」と説明されているが，小規模の火災ならいざ知らず，貯蔵庫全体が炎上した場合には人力による対応は不可能である。
（５）　被告の主張について
被告は，これらはすべて安全審査の対象となる事項ではないと主張するが，本件許可申請書の記載のみでは，本件施設で採用された拡大防止対策の適否や爆発の拡大防止対策が不要であるか否かを判断することは不可能である。また，被告は，本訴においていまだ基本設計の定義と範囲の判断基準を明らかに主張しないまま，原告らの主張に答えられなくなると，特段の法的根拠も客観的基準もなく，恣意的に，原告らから指摘きれて回答できないところを「設計及び工事の方法の認可の際の審査事項」としているにすぎない。
また，被告は，本件訴訟の審理対象は基本設計に限定されると主張し，原告らの主張のうち被告が「基本設計でない」と勝手に決めた部分については審理の対象外として認否すらしていない。しかるに，被告の訴訟態度は，例えば消火器の種類について，これを基本設計に属さないとしながら，他方では「本件施設内の六フッ化ウランを取り扱う箇所では二酸化炭素消火設備による消火をする」と主張しているように，被告に不利な場合には基本設計以外の部分は審理対象外であるとしながら，被告側で安全性を主張する場合はこれを持ち出して主張するという，恣意的なものである。
（被告の反論）
（１）　防火対策及び火災の拡大防止対策について
本件許可申請書添付書類には，本件施設における火災・爆発に対する考慮に係る上記基本設計ないし基本的設計方針を審査する上で十分な内容の事項が記載されており，本件安全審査も，上記記載に基づいてされ，上記対策により火災・爆発に対する安全性が確保されることを確認している。
また，設計及び工事の方法の認可申請に当たっては，当該申請に係る設計及び工事の方法が加工施設技術基準に適合していることを説明した書類を添付しなければならないこととされており（加工事業規則３条の２第２項），消火設備等についてもそれが設置される場合には消火設備等に関する設計及び工事の方法が加工施設技術基準に適合していることについての説明書を添付することを要するものであるところ，加工施設技術基準では，火災等による損傷の防止について，「加工施設が火災の影響を受けることにより加工施設の安全に著しい支障が生じるおそれがある場合は，必要に応じて消火設備及び警報設備（中略）を施設しなければならない。」との基準が定められている（４条１項）。このことからも明らかなとおり，原告らが本件許可申請書に具体的に記載されていないとする設備・機器の材料，消火栓・消火器の種類・個数・配置，防火区画の設定場所等の事項は，いずれも本件安全審査の対象となる事項ではなく，規制法１６条の２の設計及び工事の方法の認可の際に審査されるものである。
（２）　可燃性・爆発性物質対策について
危険物については，本件許可申請において，ウラン濃縮建屋などから離れた倉庫等において保管されることとされており，分析室等でアセトン等を使用する場合にもその取扱量を制限することとされているところ（本件許可申請書添付書類５―２３参照），本件安全審査においては，上記申請内容は火災・爆発に対する考慮に係る基本設計ないし基本的設計方針において妥当なものであると判断した。
（３）　消火法について
本件安全審査においては，火災・爆発のおそれはないが，万一の場合を考慮して適切に消火設備等を設けることとしていることを確認している。そして，具体的にどのような設備を設けるかは，上記に述べたように，設計及び工事の方法の認可の際に審査されることになっている。なお，本件施設では，六フッ化ウランを取り扱う設備・機器は漏洩し難い構造とされているが，念のため六フッ化ウランを取り扱う箇所においては，二酸化炭素消火設備による消火をすることとしている。
（４）　航空機墜落時の消火対策について
本件安全審査においては，前記のとおり，ウラン貯蔵庫への航空機墜落事故の際の貯蔵されている六フッ化ウランの漏洩量の評価として，技術的合理性を有する条件に，Ｆ１６の機内燃料油全量が火災に寄与するなど安全余裕を見込んでウランの漏洩量を評価しても，建屋外へのウランの漏洩量は０．３キュリー程度であると判断している。
３　臨界に関する安全設計
（被告の主張）
臨界になると，核分裂連鎖反応の結果として大量のエネルギー及び放射線が発生する。ウラン加工施設においては，このような臨界に伴って生じる大量のエネルギー及び放射線による危険を避けるため，臨界を防止するための安全設計（臨界安全設計）が必要となる。
本件施設においては，以下に述べるように，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ることとなっている。
（１）　単一ユニットの臨界安全


ウラン加工施設における単一ユニット（核燃料施設基本指針及び加工施設指針において臨界管理を考える場合に対象となる核燃料物質取扱い上の単位）の臨界安全については，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なければならない。このため，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，単一ユニットの形状寸法，質量，容積，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り臨界を防止する対策が講じられていることが確認されなければならない（加工施設指針１０）。本件施設においては，ウランの濃縮度を５パーセント以下に制限し，六フッ化ウランを収納する設備・機器の形状寸法を制限し又は中性子の減速度（核分裂によって生じた中性子の速度が減速材により減速される度合いを表す指標で，通常，代表的な減速材である水の構成要素である水素とウラン２３５との原子数の比（Ｈ／Ｕ―２３５）で表される。）を制限することにより，臨界を防止する設計となっている。このため，機器の設計及び通常時における運転条件は核的制限値（臨界安全を確保するために設定される制限値）を超えず，異常時でも臨界安全値（異常時においても臨界に至らないと判断される値）を超えないこととなっている。このうち，ウランの濃縮度は，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内の六フッ化ウランの圧力から定まることから，この流量及び圧力を制御することにより濃縮度を管理するとともに，インターロックを設け濃縮度が制限値（５パーセント）を超えないようにすることとなっている。次に，形状寸法制限については，ウランを収納する設備・機器のうち，その形状寸法を制限して比較的小型にすることができるケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）及びケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）で使用された六フッ化ウランの吸着剤であるフッ化ナトリウムの処理槽は，公表されている信頼し得る文献に基づき，設計上の余裕を考慮して，その直径を核的制限値５７．５５センチメートル以下に制限することにより臨界を防止することとなっている。さらに，ウランの質量，容積及び形状寸法のいずれをも制限することが困難な設備・機器（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）は，中性子の減速度を制限することにより臨界を防止することとなっている。これらの設備・機器は，公表されている信頼し得る文献に基づき，通常使用条件における減速度に対して，余裕を考慮し，Ｈ／Ｕ―２３５原子数比１．７を核的制限値として設定することとなっており，六フッ化ウランの純度を９９．５パーセント以上に保つことにより，Ｈ／Ｕ―２３５原子数比が１．７以下となり，公表されている信頼し得る文献に基づく臨界安全値である１０を上回ることがないような設計となっていて，これによって臨界は防止されるほか，万一水分を含んだ空気が流入した場合についても，コールドトラップ，中間製品容器，製品シリンダのＨ／Ｕ―２３５原子数比の値を計算することにより臨界安全の確認計算がされている。このほか，カスケード設備については，本件許可申請書添付書類掲記の諸条件を設定し，内外で十分な使用実績を積んだ信頼性の高い臨界計算コードであるＫＥＮＯ―Ⅳ／Ｓコード（臨界計算コードの一つ）を用いて，中性子の無限増倍率を算出することにより臨界安全設計の確認計算がされており，その結果，いかなる場合でも臨界に達することはないことが確認されている。
本件安全審査においては，上記に述べた本件許可申請に係る単一ユニットの臨界安全設計につき審査した結果，上記の中性子の減速度（Ｈ／Ｕ―２３５原子数比）の値又は中性子の実効増倍率の値を踏まえ，技術的にみて想定されるいかなる場合でも臨界に達することはなく，単一ユニットにおける臨界安全が確保されるものと判断した。
（２）　複数ユニットの臨界安全
ウラン加工施設の複数ユニットは，ユニット相互間の中性子相互干渉（各単一ユニット内で発生した中性子のうち外に漏れ出たものが他の単一ユニットに相互に作用して核分裂反応に寄与する現象）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なければならない。このため，ユニットの配列については，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が確認されなければならない（加工施設指針１１）。
本件施設の複数ユニットは，信頼性の高い臨界計算コードにより，十分安全裕度のある条件で臨界計算を行い，安全な配置とすることとなっている。具体的には，臨界計算として，製品コールドトラップについては３０センチメートル間隔で，ケミカルトラップについては１メートル間隔で，それぞれ無限配列されたモデルが設定され，ＫＥＮＯ―Ⅳ／Ｓコードを用いて，機器相互又は機器群相互の配列を考慮した中性子の実効増倍率が計算されているほか，均質室内で中間製品容器相互が万一接触した場合及びウラン貯蔵庫で製品シリンダ相互が万一接触した場合を考慮し，内外で十分な使用実績を積んだ信頼性の高い臨界計算コードであるＫＥＮＯ―Ⅴ・ａコード（臨界計算コードの一つ）を用いて中性子の実効増倍率が計算されている。この結果，本件施設では，コールドトラップ，六フッ化ウランシリンダ，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，また，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の処理槽は，それぞれ他のユニットと相互の間隔が１メートル以上とし，いずれも十分な間隔を有する配置とすることとなっている。本件安全審査では，複数ユニットの臨界安全設計の確認計算で上記の各モデルにおいて中性子の実効増倍率がいずれも０．９５以下となったことを確認し，上記のユニット配置の下では，複数ユニットにおいても，技術的にみて想定されるいかなる場合でも臨界に達することはないと判断した。
（原告らの主張）
（１）　加工施設指針の問題点
加工施設指針１０は，単一ユニットにおける臨界安全に関して，「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」と定めた上，「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」との単一故障指針を定め，本件安全審査もこの方針に従って行われている。
しかし，加工施設指針は，実際の臨界事故が様々な要因の複合によって発生している事実を無視する不当なものであり，単一故障のみを想定すれば足りるとする指針の違法性は明らかである。
（２）　臨界事故を想定した災害評価の欠如
加工施設指針１２（臨界事故に対する考慮）は，「ウラン加工施設においては，指針１０及び指針１１を満足するかぎり，臨界事故に対する考慮は要しない」としている。本件許可申請書も，「いかなる場合でも安全であるよう十分な設計と管理が行われるので臨界事故が起こることはない。」として，臨界事故を想定した災害評価を行っていない。


しかし，本件施設と同様に加工事業許可（変更）申請書では臨界事故は起こり得ないとされていたＪＣＯ東海事業所でも現実に臨界事故が発生した事実にかんがみると，同様の臨界事故は本件施設においても発生する危険があるから，本件施設においても当然に臨界事故を想定して事故評価をすべきである。したがって，これを行わなかった本件安全審査には看過し難い過誤，欠落があるというべきである。
（３）　本件安全審査の問題点
本件許可申請書と安全審査書では，臨界安全設計の確認過程で必要となる施設機器の正確な配置，形状，寸法，機器ごとのウラン使用量等の基礎的データーが全く示されておらず，その審査結果を科学的に検証することは不可能である。結局のところ，本件許可申請書は結論を示したにすぎず，その前提となるべき想定条件の記載及びその根拠を欠いており，このような申請に基づいてされた本件許可処分もまた違法である。
（４）　水との接触による臨界事故の危険性
本件施設で取り扱っている中間製品容器には，ウラン量で３０５０キログラム，水が十分にある環境の場合の昀小臨界量の８０倍余りの量のウランが内蔵されている。この中間製品容器に六フッ化ウランが入ったままで水を注ぎ込むと大規模な臨界事故になる。そして，これと同時に大量のフッ化水素が発生してフィルタの機能を喪失させ，放射能が大量に漏洩して臨界を停止する作業が困難となる結果，臨界状態が長時間続くことにもなりかねない。
本件施設では，この中間製品容器を水で洗っているが，その際に中間製品容器に六フッ化ウランが入っていないことを確保する手段は，事前に重量を測定することだけである。
ＪＣＯ東海事業所では，沈殿槽にウランを送るに当たり事前に重量を測定し規定量以上送らないことになっていたが，実際には規定量の７倍が投入されて臨界事故に至っており，本件施設でも，中間製品容器を水で洗う際に，六フッ化ウランが充填されていないことの確認を誤りあるいは怠り，ないしは意図的に確認手順を省いた結果，六フッ化ウランが充填されている中間製品容器に水が注ぎ込まれ，臨界事故が発生する危険があるというべきである。
また，本件許可申請書と安全審査書では，臨界安全設計の確認過程で必要となる施設機器の正確な配置，形状，寸法，機器ごとのウラン使用量，水の使用工程とその場所など等の基礎的データーが全く示されておらず，また，中間製品容器を間接冷却するための低温水と容器との位置関係も明らかではないため，爆発事故や地震，航空機の墜落事故などによる施設の破壊時に，この水と濃縮ウランが接する可能性も否定できない。
（５）　容器破裂による臨界事故の危険性
均質槽あるいは製品シリンダ槽において中間製品容器ないし製品シリンダを加熱する際に，加熱温度が高くなり過ぎるか，過充填状態で加熱すると，六フッ化ウランの液化膨張により内圧が急上昇して中間製品容器ないし製品シリンダが液圧破壊する危険がある。１９８６年（昭和６１年）１月４日アメリカ合衆国オクラホマ州のセコイヤ燃料会社ウラン転換工場における爆発事故はまさにそのような事故であった。
本件施設の設計との関係でいえば，これらの容器を加熱する際，圧力が異常上昇した場合に，加熱を停止するインターロックがあるが，圧力は容器自体ではなく容器に接続する配管部で測定している。したがって，これらの容器について，均質槽等に装着する際に配管への接続を忘れて加熱を行うと，加熱された六フッ化ウランの逃げ場がなく容器内の圧力は上昇するが，圧力計部分では圧力が全く上昇しないのでインターロックは働かず，加熱過剰により均質槽内で中間製品容器が破裂する危険がある。なお，均質槽については，インターロックではないものの温度により加熱用熱水コイルの熱水流量を調整する仕組みがあることがうかがわれるが，この温度測定器は多重化されておらず，温度測定器自体の故障等があれば加熱過剰を防止することはできない（例えば，動燃事業団でもアスファルト固化処理施設のエクストルーダーの温度測定器が故障したのを知りながら長年放置して運転し，火災爆発事故に至っている。）。
また，本件施設においては，製品シリンダ槽は本来昀終工程の槽であり，そこから他の槽への六フッ化ウランの移送は予定されていないから，本来であればこの槽に加熱の機能は全く必要ないはずであるが，本件許可申請書においては，製品シリンダ槽の一つには加熱機能を持たせるとされており，製品シリンダに過充填をした場合には加熱して六フッ化ウランを気化させ移送することを予定しているといわざるを得ない。そうすると，製品シリンダ槽においても，製品シリンダと配管の接続を忘れたまま加熱が行われた場合，製品シリンダが破裂する危険がある。そして，上記のように中間製品容器や製品シリンダが破裂した場合，熱水コイルが破損する可能性は十分に考えられ，破損した部分から水が大量に噴出し，容器内の六フッ化ウランに水が接触して臨界事故となる危険がある。
（６）　臨界安全性評価の不合理性
本件安全審査においては，５パーセント濃縮ウランについては減速比（水素／ウラン２３５）が１０以下では臨界に達しないという基準を用いて容器類（コールドトラップ，中間製品容器，製品シリンダ，減圧槽）の臨界安全性を判断している。そして，この手法を用いる場合の事故想定としては，いずれについてもウラン量が昀少臨界量のときに湿った空気（摂氏４０度，相対湿度１００パーセント）が流入して容器の空間を満たし場合を想定している。
容器類の臨界安全性評価に当たっては，湿った空気ではなく水の流入を想定すべきであるが，仮に空気の流入のみを考慮するとした場合でも，少なくともコールドトラップについては，この評価は不合理である。すなわち，コールドトラップが六フッ化ウラン捕集中に，コールドトラップにつながる配管が破断するなどして空気が流入した場合，流入した空気はそのままの状態でコールドトラップの空間を満たして大気圧に達したときに流入が止まるわけではない。コールドトラップは，ロータリーポンプで吸引を続けており，かつ零下数十度で冷却（冷凍）しているのであるから，空気中の水分だけが凍り付いてコールドトラップ内に残り，乾燥空気がロータリーポンプに吸引されて出ていき，流入口がふさがれない限り，極論すれば容器の容量いっぱいまで水が氷の状態で入り得るのである。本件安全審査においては，「万一，水分を含んだ空気がコールドトラップに流入した場合でも，内部の圧力上昇を検出し，コールドトラップの出入口弁を閉止するので，さらに水分の流入が続くことはない。」とされているが，出入口弁の閉止は「自動的に」と記載されていない以上手動であるから，その閉止が遅れれば容器の容積を上回る大量の湿った空気が流入し得るのである。コールドトラップの内圧が大気圧に至るまで水分の流入が続いたとしてもという仮定が理論上の昀大想定になるのは，空気が吸引も冷却（冷凍）もされていない場合の話であり，コールドトラップには全く当てはまらない。
したがって，本件安全審査のコールドトラップの臨界安全性に関する判断は，理論的にコールドトラップの臨界安全性を保証するものではなく，不合理である。
（７）　臨界管理方法の不合理性


本件施設においては，臨界管理の方法として通常昀も信頼性が高いとされる形状寸法管理は，わずかにケミカルトラップとＮａＦ処理槽に採用されているのみで，他の機器には全く採用されていない。本件施設の臨界管理は，そのほとんどを人為的な要素に左右される濃縮度管理と減速度管理に依存している。すなわち，本件施設においてケミカルトラップとＮａＦ処理槽について採用された形状寸法管理も，取り扱う六フッ化ウランの濃縮度が５パーセントに制限されることを前提にしたものであり，濃縮度管理に依存しているのである。形状寸法管理が特定のウラン濃縮度を前提とするのは他の施設では当然ともいえるが，それはウラン濃縮工場以外の施設では取り扱うウランの濃縮度が変化することはないからである。しかし，本件施設のようなウラン濃縮工場は，その工程内でウランの濃縮度自体を変化させるのであるから，濃縮度管理の制限値である５パーセントそのものを他の臨界管理の前提とすることには疑問がある。濃縮度管理が破られたときに備えて濃縮度管理の制限値を超えたところを前提とする形状寸法管理が採用されるべきである。
そして，実際，本件施設においては，濃縮度管理の信頼性はかなり低いといわざるを得ない。まず，濃縮度の測定は，１日１回質量分析装置で行っているにすぎないのであるから，濃縮度はリアルタイムでは把握されていない。そして，濃縮度管理の昀後の頼りの過濃縮防止インターロックがハードワイヤーにつながれておらず，伝送ラインがダウンすると機能喪失する設計となっている。また，本件施設においては，濃縮ウランを充填した容器（中間製品容器，製品シリンダ）を誤って発生槽に装着した場合には，当然に濃縮度は５パーセントを超えるが，過濃縮防止インターロックは濃縮度そのものでかかるのではない（原料供給流量と廃品圧力の関数）ので，このような場合，インターロックによっては過濃縮を防止できない。
このように，本件施設の濃縮度管理の信頼性がかなり低いこと，またその信頼性が安全審査で保証されていないことが明らかになっているのであるから，濃縮度管理以外の臨界管理は，濃縮度が５パーセントを超えた場合でも対応できるような対策でなければならない。にもかかわらず，そのような臨界管理対策がなされていない。
（８）　火災時の消火方法を制限しないことの不合理性本件安全審査において，六フッ化ウランを取り扱う容器・機器の火災の際に水をかけて消火するか否かについて全く検討されていない。六フッ化ウランを充填した容器に水を注入すれば臨界事故に至る危険があることは明らかである。したがって，火災時の臨界安全性の基本方針，昀低限でも六フッ化ウランを取り扱う容器・機器に火災の際に水をかけずに消火する方策を安全審査において確認すべきであることは明白であり，これすら行わなかった本件安全審査には看過し難い過誤，欠落があることは明らかである。
（９）　臨界事故時の事故拡大防止対策が全く採られていないことの不合理性ＪＣＯの施設においては，加工事業（変更）許可申請書上，「いかなる場合でも安全であるよう十分な設計がなされているので臨界事故は起こり得ない。」と明記されていたが，現実に臨界事故が発生した。そして，ＪＣＯの施設においては，取り扱うウランが臨界に至ったときに未臨界状態にするための装置（中性子吸収材の注入等）はもちろん，臨界に至ったことを検知する装置も警報もなかった。本件安全審査においても，ＪＣＯの施設と同様，「いかなる場合でも安全であるよう十分な設計と管理が行われるので臨界事故が起こることはない。」として，臨界事故を全く想定せず事故評価しない申請を承認，許可している。そして，ＪＣＯの施設と同様に，臨界に至った場合に未臨界状態にするための装置はもちろん，臨界に至ったことを検知する装置も警報も全く設けられていない。しかし，本件施設においても，臨界事故の危険があり，また，全く同様の申請がなされていたＪＣＯの施設で現実に臨界事故が発生した事実にかんがみれば，本件施設においても当然に臨界事故を想定し，臨界に至ったときに事故の拡大を防止するための対策を採るべきである。にもかかわらず，これを行わなかった本件安全審査には，看過し難い過誤，欠落があるというべきである。
（被告の反論）
（１）　加工施設指針の問題点について
原告らの主張に係る「単一の故障」が何を意味するかは必ずしも明らかではないが，いずれにせよ，加工施設指針１０は，通常想定される事象に対してはもちろんのこと，通常は起こるとは考えられない事象が発生したとしても，それのみでは臨界に達しないように安全を見込んで核的制限値を維持・管理すべき旨を定めたものであり，これによって臨界安全は確保されるとし，核的制限値の維持・管理に当たり，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ることまでをも考慮する必要はないとしたものである。
（２）　臨界事故を想定した災害評価の欠如について
そもそも，加工施設指針の適用対象であるウラン加工施設が濃縮度５パーセント以下のウランを転換，加工する施設であり，その潜在的危険性の程度が小さいことにかんがみれば，加工施設指針１０及び１１を満足する限り，当該ウラン加工施設においては，技術的にみて想定されるいかなる場合でも臨界に達することはなく，ウラン加工施設における臨界に関する安全設計の目的を達するので，これに重ねて臨界事故の発生を想定する必要はないことになる。このように，加工施設指針１２の内容は，合理的な根拠を有する。
（３）　本件安全審査の問題点について
原告らの主張に係る機器の配置，形状，寸法，機器ごとのウラン使用量等は，設備・機器の詳細設計に係るものであり，これらの条件を用いて実際に臨界が防止される設計になっているかどうかは，規制法１６条の２の設計及び工事の方法の認可の際に審査されるべき事項であって，本件安全審査における審査対象事項にはならない。
（４）　水との接触による臨界事故の危険性について
原告らは，中間製品容器の水洗いによる臨界事故の発生を主張するが，中間製品容器等の水洗いは，当該中間製品容器等の具体的な運用上の管理に当たるものであり，保安規定の認可の際に審査されるもので，後続の規制に属するものである。したがって，当該水洗いに関する事項は，本件安全審査の対象外であって，本件訴訟の審理の対象とならない。そもそも，洗缶架台に載せられる容器は六フッ化ウランが充填されていない容器であって，このようなウランの存在を前提としない容器は臨界防止対策の考慮を要しないものである。ちなみに，中間製品容器等の水洗いにおける臨界管理については，科学技術庁が平成１１年１０月７日に行った緊急総点検においても，許認可上の違反がないこと，基本的な安全性の確保がされていることを確認している。


次に，原告らは，爆発事故や地震，航空機の墜落事故などによる施設の破壊時に，水と濃縮ウランが接する可能性が否定できないと主張する。しかし，そもそも，本件施設において，爆発事故や地震による六フッ化ウランの漏洩は考えられず，航空機事故発生の可能性も極めて低いことは，いずれも本件安全審査において確認されている。
また，本件許可申請においては，本件施設の各設備・機器の臨界安全の確認計算を行う際に，設備・機器外の雰囲気が昀適減速状態（核分裂によって生じた中性子の速度が核分裂の連鎖反応が昀も起こりやすい速度に減速されている状態）となるものとして安全側に条件を設定して計算されているところ，本件安全審査においては，上記計算が妥当なものであり，これによれば，臨界安全が確保されるとの結論を得たのである。したがって，仮に何らかの理由により水の配管に破断が生じて，水が各設備・機器に接触し，当該設備・機器外において，上記の昀適減速状態に至るようなことがあったとしても，臨界に達することはないことは本件安全審査において確認されている。
更に，本件施設においては，六フッ化ウランを取り扱う設備・機器は漏洩のない構造とされている上，これらの設備・機器のうち，温水による直接加熱又は低温水による直接冷却がされる原料シリンダと廃品シリンダでは，六フッ化ウランは０．９５パーセント以下の濃縮度で取り扱われるため，仮に水と接触するようなことがあっても臨界には至らないし，その他の設備・機器では，冷却に水を使用する場合はいずれも間接冷却（低温水により冷却された空気で冷却すること）の方法が採用されており，設備・機器内の六フッ化ウランが水と接触することはない。したがって，万一，六フッ化ウランが漏洩する事態を想定した場合でも，臨界に達することはない。
（５）　容器破裂による臨界事故の危険性について
原告らは，配管を接続せずに容器を加熱する一方，温度測定器が故障して加熱過剰が生じると，これにより容器が破裂し，その破裂により熱水コイルが破損し，その破損部から水が大量に噴出するなどして，均質槽，製品シリンダ槽での容器破壊による臨界事故が発生する可能性があると主張する。
しかしながら，原告らの主張は，その前提とする事柄が発生する点について，何らの根拠も示しておらず，仮定に仮定を重ねた上での議論であって，主張自体失当である。
（６）　臨界安全性評価の不合理性について
原告らは，本件許可申請書には，「コールドトラップの出入口弁を閉止する」と記載されているだけで，弁の閉止が「自動的に」行われるとは記載されていないのであるから，これは手動を意味すると理解されるので，弁の閉止遅れの可能性があるところ，コールドトラップ捕集中に配管が破断する等の事象により空気が流入し続けると，コールドトラップ内に水が氷の状態で入り得ることになるから，コールドトラップについての臨界安全性評価は不合理であると主張する。しかし，本件許可申請書の「内部の圧力上昇を検出し，コールドトラップの出入口弁を閉止する」との記載部分は，圧力上昇の検出から弁の閉止に至るすべての過程が人の操作の関与を予定しておらず，自動であることを意味している。したがって，原告らの上記主張は，この点の誤解に基づく立論であって，失当である。
（７）　臨界管理方法の不合理性について
本件安全審査では，本件施設の濃縮工程における濃縮度は，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の圧力によって定まることから，その流量及び圧力を監視することによって濃縮度を管理するとともに，これらに対しインターロックを設けて，濃縮度が制限値を超えないようにすることとしている。このように，濃縮度は，その数値を質量分析装置により測定しなくても，流量及び圧力を監視することにより，常時把握し，管理することができるものである。したがって，濃縮度の数値そのものをリアルタイムで知る必要があるかのようにいう原告らの主張は，前提において当を得ない。なお，質量分析装置による濃縮度の測定は，上記の流量及び圧力の監視による濃縮度の管理が適切に行われていることの確認のために行っているものであるから，１日１回上記測定を行うことは，適宜かつ合理的である。
また，原告らのいう伝送ラインがダウンした場合でも，本件施設においては，伝送ラインとは独立な専用の配線を介して，中央制御室において流量及び圧力を監視し，操作することが可能であるから，濃縮度を常に把握し，管理することができる。加えて，この場合にも，コントローラーは制御を継続するので，カスケードの流量及び圧力は正常に制御され，これにより濃縮度も正常な値を維持することになる。したがって，上記の場合を想定して濃縮度管理の信頼度が低いとする原告らの主張は理由がない。
（８）　火災時の消火方法を制限しないことの不合理性について本件安全審査では，万が一の火災・爆発を考慮して適切に消火設備等を設けることとしていることを確認している。これに対し，その具体的な設備や消火の具体的方法については，設計及び工事の方法の認可の際に審査される事項であって，本件安全審査の対象ではない。したがって，原告らの主張は失当である。なお，本件安全審査では，申請者が，本件施設の各設備・機器の臨界安全につき，設備・機器外の雰囲気が昀適減速状態となるものとして安全側に条件を設定して行った確認計算の結果，臨界安全が確保されると判断したことが妥当であることを確認している。このように，本件安全審査では，何らかの理由により水が各設備・機器に接触するような場合を想定しても，臨界に達することがないことを確認しているのであり，臨界安全性についての審査も十分に行われたものである。したがって，原告らの主張は，この点からも失当である。
４　六フッ化ウランの閉込めに係る安全設計
（被告の主張）
（１）　加工事業規則及び加工施設指針の規定
加工事業規則は，外部放射線の放射線量，空気中もしくは水中の放射性物質の濃度が法令に定める基準を超えるか又は放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度が法令に定める基準を超えるおそれがある場合には管理区域を設定し，壁，さく等によって区画するほか，標識で明示する等の措置を講ずることとしている（加工事業規則１条３号，７条の２第１号，許容被曝線量等を定める件１条の２）。また，加工施設指針４は，ウラン加工施設の管理区域のうち，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を第２種管理区域，そうでない区域を第１種管理区域として，区分して管理するものとしている。
（２）　本件安全審査の内容
本件安全審査においては，上記の点に関し，次のとおり本件施設がウランを限定した区域に閉じ込める十分な機能を有することを確認した。ア　本件施設においては，加工事業規則等に従って，施設内に適切に管理区域が設けられ，第１種管理区域の気圧は，第２種管理区域，非管理区域及び大気圧より負圧に維持することとし，この区域の排気の処理は高性能エアフィルタを通して行うこととなっている。


イ　六フッ化ウランを取り扱う設備・機器は漏洩し難い構造とし，万一漏洩した場合でも，漏洩を昀小限にとどめ，施設外への拡大を防止できる設計となっている。ウ　六フッ化ウランを大気圧以上で取り扱う場合，中間製品容器は閉じ込めの機能を有する均質槽に収納することとなっている。また，六フッ化ウランを大気圧以上で取り扱う均質槽の配管等には，配管カバー等を設けることとなっている。これらの排気系統には，工程用モニタ及び局所排気設備を設け，万一配管等から六フッ化ウランの漏洩が発生した場合には，工程用モニタにより早期に検知し，警報を発するとともに，自動的に緊急遮断弁（均質槽元弁）を閉じ，局所排気設備を経由して排気する系統に自動的に切り替える設計となっている。エ　カスケード設備，六フッ化ウラン処理設備等からの排気に含まれる六フッ化ウランは，コールドトラップ又はケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）及び高性能エアフィルタにより捕集することにより，施設外へのウランの放出を少なくする設計となっている。
（原告らの主張）
（１）　加工施設指針の問題点
加工施設指針４は，放射線管理について，「放射性物質を限定区域に閉じ込める十分な機能」とするのみで，内容が抽象的で指針としての実効性に欠けており，放射線の管理のために，何を，どのようにして，どの程度に管理すべきか，という点を何ら明らかにしていない。
これに対し被告は，「加工施設指針は，ウラン加工施設に関する技術的事項の細部にわたってまで，逐一具体的な指示を与えるものである必要はなく，（中略）当該施設の基本設計ないし基本的設計方針において災害防止上支障がないものとして設置されるものであるかどうかを判断するための基本的枠組みを提供するものであれば足りる」とするが，放射線管理の「基本的枠組み」を審査するだけでは，到底安全審査たり得ないことは明らかである。すなわち，放射線の安全管理を意味のあるものにするためには，安全確保上必要とされる項目を定めるのみではなく，昀低限それをどのような施設と技術で，どの程度に行うべきかが明記されなければ，申請に係る施設が安全であるかどうかの判断はできない。そして，本件許可申請以外には，原燃産業が放射線管理のために採っている施策や内容を公に把握する術はないのであるから，その安全性のチェックはほとんど不可能である。
（２）　本件安全審査の問題点
被告が「具体的な設備の設置及び管理方法が明記されている」と強弁する本件許可申請書の「放射線管理の諸対策」とは，結局のところ管理方法の種別を挙げて，「区分する」「明示する」などと結論だけを述べるものにすぎず，そこには具体的にどのような機種と技術により管理を行い，どのような目標値が設定され，その安全管理が現実に適切になされ得るかといった具体的な安全審査の資料は何一つ明示されていない。それにもかかわらず内閣総理大臣は漫然「基準に適合する」との判断を行って，本件許可処分をしている。
しかし，これでは，指針に記載された諸対策について，申請書で「対策を講じる」と記載すれば，どのような申請も認められてしまうことになり，その対策が十分なものか，その対策を行う能力があるのか，といった安全審査の基本的事項は，何ら審査されないままとなってしまう。
（３）　事故拡大防止対策の不備
原子力施設においては，施設の建屋・機器からの排気を排風機で引き，高性能エアフィルタを通して放射性物質の粒子を除去して外部に放出しており，本件施設も同様である。高性能エアフィルタの健全性が保たれる限りは，このやり方により放射性物質の外部への放出を抑制することができる。
しかし，本件施設のように，六フッ化ウランを扱う施設の場合，六フッ化ウランの漏洩に必然的に伴うフッ化水素の発生が困難を生じさせる。すなわち，フッ化水素が高性能エアフィルタのガラスウールを溶かしてしまうので，放射性物質の大量漏洩を避けるためには，フッ化水素を高性能エアフィルタに到達する前に除去する必要性がある。この点について，本件施設においては，捕集排気系，カスケード排気系，一般パージ系，均質パージ系の四つの排気系に，ロータリーポンプに至る前にＮａＦトラップを置き，事故時に備えて均質槽配管カバー，均質槽，サンプル小分け装置フードからの排気については事故時に工程用モニタでフッ化水素を検出した時点で切り替える局所排気装置を設けている。しかし，この設計は，次のとおり，容器・シリンダの破裂事故の際に，フッ化水素を除去して高性能エアフィルタの健全性を確保するのに十分とは到底いえない。
第１に，事故時の排気をフッ化水素吸着器のある局所排気装置へ送るのが，事故になってからの切替えという点は驚くべき手抜きである。ＪＣＯの転換試験棟ですら塔槽類からの排気は平常時からフッ化水素除去機能のある湿式スクラバを経由していたが，本件施設の設計は，排気系の安全性においてＪＣＯの転換試験棟以下である。
第２に，その切替弁は「ダンパ」とされており，ダンパとは「漏洩許容型バタフライ弁」のことであるから，均質槽・均質槽配管カバーでの事故の際にも事故発生後も局所排気装置を経由しないで高性能エアフィルタに到達する排気（フッ化水素）が相当程度あると考えざるを得ない。このダンパの漏洩率は定かでないが，事故発生後も排風機で引き続けるのであるから，吸引しない場合の漏洩率が低くても，本件施設のように排風機で吸引している場合には，相当な漏洩率となると考えられる。この漏洩について，本件安全審査では全く検討していないのであるから，本件安全審査に看過し難い過誤，欠落があることは明らかというべきである。第３に，局所排気装置につながれているのは均質槽等のみであり，製品シリンダ槽等は局所排気装置には全くつながれていないし，中間製品容器置場ももちろん同様である。
第４に，均質槽内の配管破断や中間製品容器の破裂の際に，局所排気装置に意味があるのは，均質槽そのものが健全な場合だけである。容器の破裂時の衝撃圧力や臨界事故に伴う爆発で均質槽自体が破裂してしまった場合は，発生したフッ化水素と六フッ化ウラン・放射性物質は，フッ化水素除去装置を経ることなく，建屋の排気系を通じて高性能エアフィルタを直撃する。そして，セコイヤ工場で発生した事故では，シリンダの破裂により均質槽に該当するスティームチェスト自体が破裂している。
（４）　コールドトラップ機能喪失事故
ウラン捕集中のコールドトラップがその冷却機能を喪失した場合，六フッ化ウランガスを吸引しているロータリーポンプが停止しなければ，大量の六フッ化ウランガスがコールドトラップを素通りしてロータリーポンプを経由して排気系統へと流出する。その流出量がケミカルトラップの容量を超え，発生したフッ化水素の量が高性能エアフィルタのガラスウールを溶かして機能喪失させる量に達すれば，大量の六フッ化ウランが漏洩するに至る。
本件施設においては，電源喪失の場合にロータリーポンプが停止するようにインターロックが設けられているが，電源喪失によらずに，例えばコールドトラップに至る電源ケーブルの断線等によりコールドトラップのみ機能喪失した場合には，ロータリーポンプは停止しないのである。
（５）　遠心分離機破損事故


本件安全審査においては，遠心分離機は，その構造について断面図さえみることなく，本件施設で実際に使用される遠心分離機の破壊実験もなく，ただ動燃の人形峠の施設で用いられた遠心分離機の仕様での模擬実験のデータが提出され，これと同様の方法でこれから試験をして設計するというだけで真空気密性能が維持されると判断された。
そして，安全審査の際に審査担当者に配布された模擬実験の資料は，わずか１０のデータしかなく，しかも，この実験は動燃が行ったものであり，データの分布から考えて動燃技報８０号掲載の実験と同じものであるところ，安全審査担当者に配布された資料では，この動燃の実験結果のうち外筒肉厚の８割程度まで食い込んだ部分（昀も食い込んだ部分）のデータははずされていた。このように，本件安全審査の判断は，本件施設で使用される遠心分離機についてのデータも知らされず，動燃の施設の遠心分離機の仕様を前提にした模擬実験についてさえデータの一部，それも重要な一部を隠された状態でなされたものであって，明らかに不十分なものであり，また，調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるというべきである。
（被告の反論）
（１）　加工施設指針の問題点について
加工施設指針は，ウラン加工施設に関する技術的事項の細部にわたってまで，逐一具体的な指示を与えるものである必要はなく，むしろ核燃料安全専門審査会の審査委員等の専門技術的知見を有する者が，審査において，申請に係るウラン加工施設の位置，構造及び設備が当該施設の基本設計ないし基本的設計方針において災害防止上支障がないものとして設置されるものであるかどうかを判断するための基本的枠組みを提供するものであれば足りる。
そして，加工施設指針４は，放射性物質の閉込めの機能に関し，作業環境の汚染防止に対する考慮として，管理区域の区分管理，ウランの飛散・漏洩防止構造の採用，ウラン除去機能を持つ排気系統の設置などを，周辺環境の汚染防止に対する考慮として，高性能エアフィルタ等の適切なウラン除去設備の設置などを，それぞれ安全確保上必要とされる事項として定めており，放射性物質の閉込めの機能につき，上記の要請を満たす内容を備えている。
（２）　本件安全審査の問題点について
本件許可申請書添付書類６には，本件施設における放射線管理に係る基本設計ないし基本的設計方針を審査する上で十分な内容が記載されている。原告らの主張する測定・管理の方法等は，規制法１６条の２の設計及び工事の方法の認可並びに同法２２条の保安規定の認可の際に審査されるべき事項である。
（３）　遠心分離機破損事故について
本件安全審査では，六フッ化ウランを取り扱う設備・機器は，漏洩し難い構造とし，万一漏洩した場合でも，漏洩を昀小限にとどめ，施設外への拡大を防止できる設計としていることを確認しており，具体的に，本件施設の遠心分離機については，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，破損試験により裏付けられた強度設計を行い，かつ，破損試験により安全が確認された回転数以下となるように高周波電源設備の周波数を制限することを確認している。したがって，原告らの主張は失当である。
しかも，原告らの指摘する実験データは，定格周速に対し１．２倍以上の周速でのデータであり，仮にこの実験データを本件安全審査の際に採用していたとしても，これを考慮する必要がないものであって，原告らの主張は，この点からも失当である。
５　外部電源喪失に対する考慮
（被告の主張）
本件施設においては，外部電源系（一般の送電線から送られる電気）の機能喪失対策として，ディーゼル発電機，直流電源設備及び無停電電源装置を設置し，第１種管理区域の排気設備，放射線監視設備，自動火災報知設備，非常用通報設備，安全上必要な計測制御設備等に電力を供給することとされている。また，外部電源が喪失した場合は，工程中に六フッ化ウランを閉じ込めるための弁が自動的に閉じる設計とされている上，外部電源の喪失によりコールドトラップ，製品回収槽，廃品回収槽等の冷却能力が喪失することとなるが，たとえ室温が摂氏４０度としても，六フッ化ウランの飽和蒸気圧（ある物質の気相と液相又は固相とが一定の温度において平衡に共存するときの当該物質の蒸気の圧力）は大気圧未満（約０．４気圧）であり，工程内の圧力が大気圧を超えることはなく，六フッ化ウランが漏洩することはない。
本件安全審査では，上記のことを確認している。
（原告らの主張）
本件安全審査においては，災害評価において「本施設においては，…外部電源喪失に対する対策を行うので，災害が起こることはない」とする本件許可申請書及び添付書類を追認しているのみで，以下のように，本件許可申請書の記載の不備を看過している上，様々な事故の可能性について検討した形跡もなく，外部電源喪失に係る事故防止対策についての安全審査は全く不十分である。したがって，本件許可処分は違法である。
（１）　本件許可申請書の内容
安全審査書は，「外部電源系の機能喪失対策としてのディーゼル発電機，直流電源設備及び無停電電源装置の設置」を確認したとするが，本件許可申請書及び添付書類中には，ディーゼル発電機，直流電源設備の容量すら記載されておらず，直流電源設備及び無停電電源装置がどれくらいの時間の電源喪失に対応し得るのか（ディーゼル発電機による給電可能時までの約２０秒間のみか，それ以上か）も明らかでない。したがって，ディーゼル発電機から母線に至る回路が，コイルの焼損，ネジのゆるみその他の原因により切断された場合に，全く給電されなくなるのか，直流電源設備のみで一定時間給電できるのかも不明である。しかも，直流電源設備及び無停電電源装置に直接つながれている「安全上必要な計測制御設備等」に何が含まれるかも全く不明である。これでは外部電源喪失時に，機器・設備の安全性が保たれるか判断のしようがない。
（２）　圧力上昇の危険
本件施設では，外部電源喪失時に，次のように工程内部の圧力が上昇する危険があるが，この場合に，コールドトラップないしそれに接続された配管や弁が健全性を維持できるかについては何ら検討されていない。
ア　コールドトラップ等
本件施設においては，六フッ化ウラン（原料シリンダ）を温水加熱して気化させ，カスケード部（常温，大気圧以下）で濃縮し，コールドトラップで急冷して固化捕集する。コールドトラップで固化捕集されなかった六フッ化ウラン（０．１パーセント以下とされる）は，捕集排気系に送られ，ケミカルトラップ，高性能エアフィルターで更に捕集され，残りは外界に放出される。外部電源喪失の場合，捕集排気系のロータリーポンプ入口弁が自動閉となり，他方コールドトラップは冷却能力を喪失する。このときコールドトラップでは，気体状の六フッ化ウランが電源喪失前の吸引の慣性で流入し続け，他方冷却能力を喪失し，六フッ化ウランの固化が止まり，気体状のままとなるので圧力が上昇する。
イ　ケミカルトラップ


平成４年１月ないし２月の本件施設における事故のように遠心分離機の電源のみが失われた場合，工程の温度はヒーターの故障がなければ維持されるとされているが，異常発生により製品回収槽に至る弁が閉鎖される結果，カスケード部の六フッ化ウランガスはカスケード排気系へと押しやられることになり，カスケード排気系のケミカルトラップに吸着されることになる。
しかし，原料シリンダの容量（ウラン量で８．５トン）に対してカスケード排気系の２基のケミカルトラップの容量（それぞれ同じく７０キログラム）は極めて小さいから，カスケード排気系から外に至る弁が閉鎖されていれば六フッ化ウランガスの排出先がなくなり圧力が上昇することになる。
（３）　六フツ化ウラン固化の危険
本件施設では，次のとおり外部電源喪失により工程内部で六フッ化ウランが固化して配管等の閉塞を発生させる可能性がある。この場合，流入する六フッ化ウラン（一部起動している場合や電源回復による再起動時）により局部的に圧力が上昇し，配管等が破損する危険がある。
ア　加熱機能の喪失
六フッ化ウランは，大気圧下では摂氏５６．５度以下では固化凝固するので，気体状に保つためには加熱する必要があるが，外部電源喪失によりこの加熱機能が失われ，六フッ化ウランがいたるところで固化し，小口径の配管，弁では固化した六フッ化ウランによる流路閉塞も発生しかねない。そのような場合，流入する六フッ化ウラン（一部起動している場合や電源回復による再起動時）により局部的に圧力が上昇し，更に六フッ化ウランが固化することを繰り返す危険がある。
イ　減圧機能の喪失
カスケード設備は通常大気圧以下に減圧され，常温でも六フッ化ウランが気体状であるとされるが，外部電源喪失時にはこの減圧を維持できず，その結果，カスケード部の遠心分離機及び配管内で六フッ化ウランが固化する可能性がある。その場合，電源回復後においても，六フッ化ウランの固化を検知することも，固化した部分を直接加熱することも不可能で，六フッ化ウラン固化による流路閉塞に気付かずに再起動し，局所的な圧力上昇を招く危険がある。
ウ　温度低下
本件許可申請書添付書類には一定の配管にヒーターを巻いて加熱を維持する旨の記載があるが，公開された写真をみる限り，目詰まりの危険の大きいカスケード部の細い配管にはヒーターが巻かれておらず，固化を防止し難い上，一旦固化凝固した場合その復旧（気化）が極めて困難である。
特に，平成４年の事故時に明らかになったように六フッ化ウランガスの回収に５時間もの時間を要するというのであるからその間の温度低下は大きいことを考慮しなければならない。
（４）　遠心分離機の共振による破損の危険
遠心分離機の設計に当たっては，その材質，寸法（特に回転胴の半径，長さ）により共鳴振動を起こす回転速度が規定されるが，このことは昀も初歩的な考慮事項であるのに本件許可申請書には全く記載がなく，本件安全審査でも検討されていない。
しかるに，平成４年の事故の際の原燃産業の発表によれば，本件施設では，遠心分離機への給電が５分以上ストップすると回転速度の減少により共振が発生するとされている上，遠心分離機については，経済的理由から，外部電源喪失時のバックアップは一切ないとされている。さらに，遠心分離機には制動装置はなく，電源停止時には回転が停止するまで約１２時間を要する。したがって，遠心分離機への給電のストップが５分以上継続すれば，遠心分離機の共振は防止し得ず，共振により遠心分離機には強度の繰り返し応力が働き，激しい金属疲労が蓄積する。そして，このような共振動の影響は，回転胴が固定されたモーターの軸受けを介して，モーターが固定された外筒や配管にも及ぶこととなる。このように，通常運転時の速度以下に共振点があるという設計上の欠陥と，度々遠心分離機への給電をストップさせる電源系統の欠陥のある本件施設では，運転を継続すれば，早晩共振により遠心分離機ないし配管が破損して六フッ化ウランが大量に漏洩する事故に至ることは避けられない。
上記のような点を一切審査することなくなされた本件許可処分は明らかに違法である。
（被告の反論）
（１）　本件許可申請書の内容について
ウラン加工施設における電源喪失に対する考慮に係る安全審査においては，加工施設指針１６に従い，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，火災等の警報設備等の安全上必要な設備・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ものであるかどうかを審査するものであるところ，本件許可申請書の記載内容は，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を設置し，第１種管理区域の排気設備，放射線監視設備，自動火災報知設備，非常用通報設備，安全上必要な計測制御設備等に電力を供給することとされている。そして，上記記載内容は，本件施設における電源喪失に対する考慮に係る安全性を審査する上で十分な内容のものであるところ，本件安全審査においては，上記記載内容により，電源喪失時の安全性が確保できることを確認している。
なお，原告らの主張に係るディーゼル発電機，直流電源設備の容量及び直流電源設備，無停電電源装置に接続される計測制御設備等については，規制法１６条の２の設計及び工事の方法の認可の際に審査されることとされている。
（２）　圧力上昇の危険について
本件施設においては，六フッ化ウランの処理工程（発生，供給，濃縮，捕集及び回収の各工程）内の六フッ化ウランガスは大気圧未満で取り扱われ，また，六フッ化ウランの飽和蒸気圧は，摂氏４０度でも約０．４気圧程度である。そして，外部電源喪失時には，各排気系のロータリーポンプの入口弁がインターロックにより自動的に閉じるので，六フッ化ウランは工程中に閉じ込められる。したがって，たとえ室温が摂氏４０度であっても，本件施設の六フッ化ウラン処理工程において，運転時ないし外部電源喪失時に，工程内の六フッ化ウランガスの圧力が大気圧を超えることは物理的にあり得ず，かかる低圧の六フッ化ウランガスが配管・弁の健全性を損なうことはあり得ない。
（３）　六フッ化ウラン固化の危険について
原告らは，外部電源喪失の場合には，配管内で六フッ化ウランが固化し，それに伴う圧力の上昇，上記圧力上昇に起因する配管の破断，ひいては六フッ化ウランの漏洩が生ずる旨主張するが，既に述べたとおり，運転時ないし外部電源喪失時に，六フッ化ウランの固化によって工程内の六フッ化ウランガスの圧力が大気圧を超えることはそもそもあり得ないし，カスケード設備では，もともと常温で運転されるので温度低下により六フッ化ウランが固化することもない。
（４）　遠心分離機の共振による破損の危険について


本件安全審査においては，本件施設で万一遠心分離機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に保たれるように，破損試験により裏付けられた強度設計が行われることを確認している。したがって，仮に原告らの主張するように共振により遠心分離機に破損が生じたとしても，外筒の気密性能は維持され，六フッ化ウランは漏洩しない。
６　従事者の放射線被曝低減に係る安全性確保対策
（被告の主張）
本件施設においては，電離放射線障害防止規則，加工事業規則等に従って，放射線業務従事者に対する万全の放射線管理が実施されることとされ，具体的には，管理区域に立ち入る者については，フィルムバッジ等の個人被曝線量測定器等により各人別に被曝線量を測定評価し通知することとするほか，管理区域内で作業を行う場合には，作業による被曝線量及び作業場の放射線環境に応じた作業方法を必要に応じ立案し，作業者の受ける被曝線量を低くするよう努めるなど，十分な被曝管理対策が採られることになっている。本件安全審査においては，これらの事項を確認した。
（原告らの主張）
（１）　加工施設指針の問題点
加工施設指針は，ウラン加工施設について，放射線管理のために，従事者等の作業条件を考慮した十分な放射線遮蔽（加工施設指針５）及び従事者等の放射線被曝の十分な監視及び管理対策（加工施設指針６）を要求しているが，これらの指針は具体性に欠け，放射線の管理のために，何を，どのようにして，どの程度に管理すべきか，という点は何ら明らかにされていない。
しかし，放射線の安全管理を意味のあるものにするためには，安全確保上必要とされる項目を定めるのみではなく，昀低限それをどのような施設と技術で，どの程度に行うべきかが明記されなければ，申請に係る施設が安全であるかどうかの判断はできない。そして，本件許可申請書以外には，原燃産業が放射線管理のために採っている施策や内容を公に把握する術はないのであるから，その安全性のチェックはほとんど不可能となるのである。
（２）　本件安全審査の問題点
ア　放射線管理の諸対策
本件許可申請書は，個人被曝管理，施設放射線管理のいずれにおいても，管理目標，保安教育・健康診断・測定・記録等の実施を述べるだけで，その実施のための施設機能及び放射線遮断対策について，具体的にどのような機種と技術により管理を行い，どのような目標値が設定され，その安全管理が現実に適切になされ得るかといった具体的な安全審査の資料を何一つ明示していない。それ故，申請書がいくら諸管理の実施を述べていても，それは内容のない空疎なものでしかない。これに対し，安全審査書は，単に申請書が述べる管理対策を列挙し，それに対する十分な検討を加えることもなく，漫然と指針に適合するとの結論を下している。しかし，これでは，指針に記載された諸対策について，申請書で「対策を講じる」と記載すれば，どのような申請も認められてしまうことになり，その対策が十分なものか，その対策を行う能力があるのか，といった安全審査の基本的事項は，何ら審査されない結果となる。このような本件安全審査には，重大な違法性が存するというべきである。
イ　放射線遮へい対策
本件許可申請書は，放射線遮へい対策について，単に「濃縮ウラン，天然ウラン及び劣化ウランからの放射線量率は低く，放射線遮へいは特に必要としない。」と述べているのみである。
しかし，加工施設指針５は遮へい対策を義務づけているのであるから，昀低限，放射線量率がどの程度のものであり，放射線遮へいをしないという判断が適正なものかどうかという資料が明らかにされる必要がある。これがないままに漫然と申請書の結論のみの記載を信用して，加工施設指針に記載された対策を不要とする内閣総理大臣の態度は，およそ安全審査を放棄するものといわざるを得ない。被告は，「本件施設においては，ウランを収納する設備・機器からの放射線の線量率は，設備・機器による遮へい効果等によって低下し，上記放射線による影響が，放射線業務従事者の放射線被曝を管理する上で問題となるものではない。」と判断したと述べるが，そのような事情は何ら本件許可申請書に記載されておらず，加えて線量率がどの程度に低下するのかが不明なもとでは，到底適切な安全審査がなされたとはいえない。
（被告の反論）
（１）　加工施設指針の問題点について
加工施設指針は，核燃料安全専門審査会の審査委員等の専門技術的知見を有する者に対し，申請に係るウラン加工施設の位置，構造及び設備が当該施設の基本設計ないし基本的設計方針において災害防止上支障がないものとして設置されるものであるかどうかを審査において判断するための基本的枠組みを提供するものであれば足り，ウラン加工施設に関する技術的事項の細部にわたってまで，逐一具体的な指示を与えるものである必要はない。
この点，加工施設指針５では，放射線遮へいに関し，必要な箇所に放射線遮へいを施すことが定められている。さらに，加工施設指針６では，放射線被曝管理に関し，作業環境における放射線被曝管理としてはサーベイメータ，ダストモニタ等の監視設備・機器の備付け，防塵マスク等適切な呼吸保護具の備付けなどを，放射線業務従事者等の個人被曝管理としては必要な線量計の機器の備付けを，それぞれ行うことが定められている。このように，加工施設指針は，放射線遮へい及び放射線被曝管理につき，上記の要請を満たす内容を備えている。
（２）　本件安全審査の問題点について
ア　放射線管理の諸対策
本件許可申請書の添付書類６においては，例えば，施設放射線管理については，管理区域の放射線管理として，管理区域を設定・区分し，外部放射線量をサーベイメータ等によって定期的に測定すること，表面汚染密度をスミヤ法等により定期的に測定すること，ダストサンプラで試料を採取し空気中の放射性物質濃度を放射能測定装置で定期的に測定すること，退出モニタ等により第１種管理区域退出時の表面汚染を測定すること，排気中の放射性物質濃度を排気用モニタにより連続的に監視すること，及び放射能測定装置により排水中の放射性物質濃度を測定すること，並びに周辺監視区域の管理として，周辺監視区域を設定し，外部放射線量をモニタリングポイントで定期的に測定すること等，具体的な設備の設置及び管理方法が記載されており，また，個人被曝管理についても，具体的な設備の設置及び管理方法が明記されている。
本件安全審査では，上記の点を確認の上，本件施設における放射線管理方法は妥当であると判断したものである。
イ　放射線遮へい対策
加工施設指針５において定められた放射線遮へい対策は，放射線業務従事者の被曝を低減する目的でなされるものであり，例えば，ウランの内在する設備・機器に対し近距離で，長時間にわたり作業が行われるような場合には，この対策を講じる必要が生じる。


ところで，本件施設においては，ウランを収納する設備・機器からの放射線の線量率は，設備・機器による遮へい効果等によって低下し，上記放射線による影響が，放射線業務従事者の放射線被曝を管理する上で問題となるほどのものではない。そこで，本件安全審査においては，放射線遮へい対策を特に講じる必要はないと判断した。
７　その他の安全性確保対策
（被告の主張）
（１）　熱的安全設計
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，その使用温度が設計温度である摂氏１２１度を超えないようにインターロック等を設けることとなっている。
（２）　過充填に対する考慮
六フッ化ウランをシリンダ類に充填する際に万一過充填となった場合，その過充填となったシリンダ類を均質化のために加熱すると破損のおそれがある。このため，過充填防止対策として，シリンダ類の重量を測定し，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等を設けることとなっている。
（３）　増設に対する考慮
カスケード設備等の増設時の考慮として，運転区域に支障を及ぼさないよう運転区域と増設区域の間には間仕切り壁を設けることとなっている。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する等，施設の安全性が損なわれないよう適切な対策を講じることとなっている。
（４）　その他の安全対策
緊急時には，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。
六フッ化ウランシリンダ類，ケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）等の移動に際しては，漏洩検査を行い漏洩のないことを確認した後移動する等，適切な対策を講じることとなっている。
また，安全上重要な施設は，日本工業規格（ＪＩＳ）等安全上適切と認められる規格，基準等に準拠するとともに，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設計となっている。
８　検証の結果と本件施設の安全性確保対策の問題点
（原告らの主張）
（１）　中央制御室内の操作機器
本件施設の中央制御室には，主要な設備の運転中の監視及び操作を行う主盤と，熱水・低温水の管理を行う補助系統に係るプラント関連盤が設置されている。このうち，主盤においては，運転員一人当りが監視・操作しなければならない計器の数や領域が多岐広範囲にわたっており，誤操作・運転ミスを招来しかねない。殊に緊急時における正確な操作を確保する措置，なかんずくフェイルセーフの設計思想に基づく制御機構がどのように工夫されているか定かでない。また，均質槽のインターロックをバイパスするスイッチや，製品コールドトラップからの移送の弁操作のためのスイッチなど，極めて重要なスイッチが，安易に誤操作されやすい構造・配置となっている。
また，プラント関連盤は，主盤による主要設備の運転・操作と密接不可分な系統であるにもかかわらず，中央制御室において上記主盤から離隔した位置に設置されており，運転員の指揮連携関係も明らかでない。
（２）　非常用電源室及びディーゼル発電機室
ア　直流電源設備及び無停電電源装置
本件施設の非常用電源室に設置された，直流電源設備及び無停電電源装置は，外部電源喪失時に本件施設の正常かつ安全な稼働（ないし停止）を確保するために必要不可欠な設備である。このうち，直流電源設備は，バッテリー（蓄電池）で構成され，外部電源喪失時に，ディーゼル発電機が起動するまでに要する２０秒間の補助電源として，非常用通報設備，自動火災通報知設備，非常用照明及び無停電電源装置を機能させる唯一の電力源である。また，無停電電源装置は，定常時は外部電源を受電し，外部電源喪失時は第１時的に（少なくとも２０秒間は）直流電源設備から受電して本件施設の安全上必要不可欠な計測制御系に電力を供給する装置であり，それ自体が電力源ではなく，外部電源が喪失しかつ直流電源設備が機能しない場合には，この装置も作動しない。
しかし，これらの設備は，それぞれ１ユニットずつしか設けられておらず，これらに対する予備的なバックアップ態勢は設けられていない。このため，仮にこれらの設備に不具合が生じた場合には，外部電源喪失時に非常用のディーゼル発電機が所定どおりに起動したとしても，本件施設は一時的に無電源状態に陥る。また，同様のことは，切替機能が不良の場合にも起こり得る。
また，直流電源設備のバッテリーの電気容量は約３０分間とされているが，これは実証されておらず，さらにその有効使用期限や取替期間も不明だから，上記電源設備の不具合や電気容量の費消によって本件施設は文字どおり無電源状態となり得る。
さらに，非常用電源室中央部の天井付近にあるケーブルトレイ上のケーブルは，すべて非常用電源系ケーブルであるところ，それらの一部は直流電源設備や無停電電源装置から各設備に電力を供給するためのケーブルであるが，これらはいずれも金属パイプ等で防護されておらずゴム製のカバーのみのむき出しの状態で，いずれも上記の同一のトレイ上を通っている。このような状態では，火災の発生等の一つの事故により，安全上重要なすべての機器の電源が同時に完全に失われる危険がある。
イ　ディーゼル発電機
本件施設では，ディーゼル発電機は２台設置され，停電信号で自動起動し，約２０秒で電圧確立した後，電力併給を開始するとされている。しかし，自動起動の条件ないし保証は明らかでなく，電圧確立に要する時間も本件許可申請書では「約２０秒」とされるなど確実な根拠がない。なお，本件施設では，２台のディーゼル発電機が隣接した部屋にそれぞれ設置されて，法令に基づき月１回の機能試験のほか別個に検査を実施しているとされているが，そのような定期の機能試験ないし検査の各結果は公表されておらず，実証性を欠いている。ディーゼル発電機は非常用（通常電源喪失時）の唯一の電気供給源であり，その機能が客観的に検証，実証されない限り本件施設の安全性が立証されたとはいえない。
（３）　高周波電源室
ア　高周波インバータ装置
高周波インバータ装置は，遠心分離機に駆動電源を供給するに当たり，周波数を制御することによって遠心分離機の回転胴の回転数（回転速度）を破損限界以下に制御することとされている。したがって，この機器が故障しあるいは変調をきたした場合，遠心分離機の回転胴の回転数が異常に上昇し，回転胴及び外筒が破損する危険がある。
他方，この機器は，遠心分離機に電気を供給しているが，遠心分離機にはバックアップ電源がないため，この機器の異常により遠心分離機への電気供給が停止すると，遠心分離機が停止するに至る。この場合，本件施設の遠心分離機は，定格運転状態から停電が５分間続いた状態で共振点に達するという設計上の欠陥があるため，すべての遠心分離機でほぼ同時に共振を生じることになり，振動による金属疲労を蓄積し，いずれ破損する。


このように，この機器は，回転数の上昇，停電，いずれの方向ヘの異常も遠心分離機の破損につながりかねないものであり，高い信頼性が要求されている。ところが，この機器は，平成４年の本件施設の慣らし運転中に起こった２度の試験で２度とも異常を生じて遠心分離機への電気の供給を停止させ，遠心分離機の共振を引き起こしている。日本原燃の発表によれば，これらの事故は，過電流によるブレーカーの作動，誤警報によるとされるが，被告は，いまだにこの機器の仕様を明らかにしない上，核不拡散上の機微情報がないにも拘らず日本原燃の商業秘密と称して事故原因となる箇所についての検証及び説明を拒否し，「室内入口からの検証」に固執して高周波インバータ装置を外側からよく見ることすらさせなかった。このような被告の姿勢からも，高周波インバータ装置が欠陥を抱えており，その欠陥は裁判結果に影響を及ぼしかねない重大なものであることが推認される。
イ　バスダクトないしケーブルダクト
バスダクトないしケーブルダクトは，高周波インバータ装置から遠心分離機に電気を供給しているケーブルの一部であり，この機器の故障は，高周波インバータ装置の故障と同様に，遠心分離機の破損につながりかねない。平成５年６月１７日に本件施設で発生した事故も，このバスダクトにおける絶縁体の損傷と火花の発生が原因で遠心分離機の手動停止に至るというものであった。日本原燃は，この事故の原因を施工ミスと説明しているが，設計ミスである可能性が強い。いずれにしても電気ケーブル類から容易に火花が発生することは，アセトン等の爆発性の薬品類を使用するにもかかわらず爆発対策の全くない本件施設にとって致命的な欠陥である。
ところが，内閣総理大臣はやはり，このバスダクトにも核不拡散上の機微情報がないにもかかわらず，現に事故が発生したバスダクトを検証目的物とすることに抵抗し，下から眺めさせるだけで現物を見せなかった。このような内閣総理大臣の姿勢からも，このバスダクト及びケーブルに深刻な欠陥が存在することが推認される。
（４）　中間室
ア　ケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）
ケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）等については，核的制限値（形状寸法）が円筒直径で５７．５５センチメートルとされているが，本件施設はこれを超過しているおそれがある。そして本件の検証でこれを計測したところ，外径は約１８３．５センチメートル（直径５８．４１センチメートル）であった。この事実により，本件施設の臨界管理には重大な疑問が存在する。
またフッ化ナトリウムの容量によって定まるウラン捕集能力は一基当たり７０キログラムとされているが，これによる捕集能力の科学的裏付けはない。また，９９．９９パーセント以上という捕集効率もこれを裏付ける資料がなく，臨界管理上問題が残る。
イ　ケミカルトラップ（アルミナ）
ケミカルトラップ（アルミナ）は，容量がそもそも不明であり，フッ化水素の除去効率が９９．９９パーセント以上というのも根拠がない。また，捕集対象物であるフッ化水素の含有量が不明であり，このケミカルトラップ（アルミナ）の能力には，多大の疑問がある。
しかるに，内閣総理大臣は，上記の点について，本件の検証においても，「カスケード排気系ケミカルトラップ（アルミナ）のフッ化水素の吸着能力について，本件施設を数十年運転してもアルミナを交換しなくてもよい程度のアルミナが充てんされていますが，その捕集絶対量は，日本原燃の企業秘密であり答えられません」。「カスケード排気系ケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）については，この機器に至るまでの配管等に気密性があることから，仮定として，ケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）に大量の水分が混入した場合の捕集能力の劣化については，仮定上のことですので答えられません」として釈明を拒否した。ケミカルトラップは，放射性物質の漏洩防止及び臨界管理という原子力関係施設の安全確保上昀重要の設備であり，この安全性について被告が具体的な釈明（主張，反証）をなし得ない以上，少なくともこの点で，本件施設の危険性が推認されたものというべきである。
（５）　発生回収室
ア　発生槽
発生槽では，原料六フッ化ウランを充填した原料シリンダを温熱水をシャワー状に浴びせて加熱し，六フッ化ウランを気化させているが，六フッ化ウランのカスケード設備への移送工程に目詰まりなどが生じると，工程の圧力が大気圧を超え，配管の溶接部，弁，継ぎ手のパッキングなどから六フッ化ウランが漏出する可能性がある。
この設備においては，温熱水とシリンダが直接に接するため，シリンダのバルブなどから原料六フッ化ウランが漏出すると，水と六フッ化ウランが急激な発熱反応を引き起こし，フッ化ウラニルとフッ化水素が発生する。フッ化ウラニルとフッ化水素には生物的急性毒性があり，吸い込むと喉頭，気管支，肺などを損傷し，肺水腫を引き起こし，死亡例も報告されている。また，フッ化水素は強い腐食性があり，大規模な漏洩につながる。
臨界管理上も，六フッ化ウランと水が直接に接するため，臨界に達しやすい。
イ　製品コールドトラップ
カスケード設備から製品コールドトラップに六フッ化ウランガスを供給するラインと，製品コールドトラップから製品回収槽へ製品六フッ化ウランガスを移送するラインは，一つの配管が兼ねることとなっていることが検証で確認されたが，この二つの機能の切換操作については，弁の開閉を手動操作で行うものと説明されているが，この手動操作を誤れば製品六フッ化ウランガスがカスケード設備に逆流するような事故が発生する可能性がある。
そして，製品コールドトラップには，六フッ化ウランの漏洩検出装置は設置されていない。被告は，六フッ化ウランの漏洩検出装置を設置しない理由を，「六フッ化ウランは大気圧以下で取り扱われる」ためとしているが，定格運転時には六フッ化ウランが大気圧以下で取り扱うこととなっていても，事故時に六フッ化ウランの固化や，排気系の停電による機能喪失などの原因によって，同機器内の六フッ化ウランが大気圧を超えることは十分考えられるところであって，漏洩検出装置を設置しない設計は正当化できない。
ウ　製品回収槽
製品回収槽では，製品コールドトラップから再加熱されて送られてくる製品六フッ化ウランガスを冷気によって間接冷却された中間製品容器に充填していく工程が実施されている。
この工程においては，中間製品容器の過充填の危険がある。空気冷却の能力が不十分だったり，重量測定機の故障，インターロック回路の故障によりインターロックが働かないときは，この機器内の六フッ化ウランが大気圧以上となり，ついには配管の溶接部，弁，継ぎ手のパッキング部分などから漏洩する可能性がある。にもかかわらず，この工程にも六フッ化ウランの漏洩検出装置は設置されておらず，製品コールドトラップと同様の問題がある。
エ　廃品回収槽


この設備は，カスケード設備から送られてきた廃品六フッ化ウランガスを低温の水で直接冷却された廃品シリンダーに充填していく工程が実施されている。ここでは，シリンダと水が接することから，発生槽と同様の危険性がある。また，廃品系には，この廃品回収槽の前段に２段のコンプレッサが設置されており，このコンプレッサにより六フッ化ウランガスが加圧されている。冷却能力が十分でないと，コンプレッサによる過剰な加圧が加わり，配管の溶接部，弁，継ぎ手のパッキング部などから六フッ化ウランが漏洩する可能性がある。にもかかわらず，この工程にも六フッ化ウランの漏洩検出装置は設置されていない。
（６）　均質室
均質槽は，濃縮六フッ化ウランを密閉状態で加熱して液化するため，当然に六フッ化ウランが大気圧以上に加圧された状態で扱われる。そのために機器・配管の破損があれば，その中の六フツ化ウランの大半が外部に漏洩する。この点についての安全対策としては，密閉する弁までの配管について配管カバーを設け，その内側で配管が破断した場合には，工程用モニタでフッ化水素を検出して，配管カバーからの排気をフッ化水素吸着器を経由する局所排気設備に切り替えることとされている。本件施設では，機器・配管の破損による六フッ化ウラン漏洩時の対策は，実にこれのみである。
しかし，まず局所排気設備への切替えは二つの弁を信号により同時に開閉することで行うが，これが失敗すれば六フッ化ウランガスが一般の排気系に流出し，その場合フッ化水素によりエアフィルタが機能を喪失し，六フッ化ウランの大半が施設外に漏洩することになる。本件許可申請書及び安全審査書では，この切替え失敗を全く想定しておらず，局所排気設備でフッ化水素吸着器を経由した場合についてのみエアファルタの健全性を論じている。
本件許可申請書によれば，エアフィルタの性能は６９グラムのフッ化水素で劣化するところ，六フッ化ウランガスが一般の排気系に流出した場合，１．１キログラムのフッ化水素がエアフィルタに到着するので，エアフィルタによる捕集はほとんど期待できない。この切替え失敗は工程用モニターの故障，切替えの信号系の故障，弁の故障等の原因から発生し得る。これらの機器の信頼性や工程用モニタの設定値については，本件許可申請書においても，被告の主張立証においても全く明らかにされていない。
その上，検証において，工程用モニタは，均質槽及び配管カバーから十数メートル離れた位置にあり，配管カバーとはゴム製ホースによって連絡され，フッ化水素がそのゴム製のホースを通って工程用モニタに達して初めて検出されることが判明した。したがって，このゴム製のホースが破断ないし閉塞した場合は，大量の六フッ化ウラン漏洩があっても工程用モニタはフッ化水素を検出できず，「局所排気設備」ヘの切替えは行われず，六フッ化ウランが大量に施設外に漏洩することになる。
さらに，配管カバー外での配管の破損については対策がなされていない。例えば，内閣総理大臣の指示説明にある濃縮度調整工程では，均質槽二つと原料シリンダ槽を結んで中間製品容器と原料シリンダを加熱する。このとき，正しい手順では均質槽のうち一つには空の中間製品容器を装着することになっているが，この際に，六フッ化ウランの充填された中間製品容器を装着した場合，配管カバー外の配管部分も加圧され，六フッ化ウランが大気圧以上で取り扱われることになる。この場合の配管破断は，本件安全審査で想定しているよりも更に大きな漏洩（およそ２倍の量）につながるが，この場合について特段の対策はなく，本件施設内に漏洩した六フッ化ウランのほぼ全量が施設外に漏洩することになる。なお，均質槽，製品シリンダ槽には，過充填を防ぐために重量測定によるインターロックが設けられているとされているが，重量計はシリンダの置き方により測定ミスを生じ得るし，インターロックもバイパスされ得る。その場合，セコイヤ工場で発生したようなシリンダの破損による六フッ化ウラン漏洩事故が生じ得る。
（７）　管理廃水処理室
液体廃棄物は，廃水口から尾駮沼ヘ放出されるが，ここでは六ヶ所村民が現に漁業を営んでおり，漁獲物は六ヶ所村と周辺市町村で消費されている。しかし，放射能濃度が線量当量限度等を定める件で定める濃度限度以下であることが正しく確認される保証がないばかりか，微量でも放射能は生体濃縮するので，人体，環境にとって危険かつ有害である。
（８）　排気室
核廃棄設備のプレフィルタや高性能エアフィルタなどの構成機器の具体的性能については，本件許可申請書や安全審査書に何らの記載や説明もない。また，排気用モニタは，すべての放射性物質とその濃度を測定できる性能を有しない上，本件の検証では，このモニタが排気中の放射性物質の濃度限度以下になった場合に警報を発するのみで，自動排気停止装置を備えていないことが判明した。したがって，電源喪失事故が発生したが警報が作動しなかった場合，放射能の無制限な外部放出の危険を招来しかねない。
（９）　ウラン貯蔵庫
本件許可申請書によると，シリンダは，「落下試験により安全性が確認されている範囲内に吊り上げ高さを制限するので…運搬中に落下したとしてもＵＦ６の漏洩が発生することはない」とされている。
この点，衝撃に対する強度は，製品六フッ化ウラン用の３０Ｂシリンダの場合，重量は約３トンで，試験条件は高さ１．２メートルからの落下となる。検証時に内閣総理大臣が「各シリンダーの吊り上げ高さは，床面から１．２メートルまでに制限されています」と説明しているのはこのことを意味する。これに対し，原料六フッ化ウラン用の４８Ｙシリンダは，Ｌ型（１９９１年からはＬＳＡ―Ｉ型）に分類され，法令上の試験条件はない。仮に一般の試験条件を適用したとしても，総重量１５トンにもなるこの容器の条件は，何と０．３メートルからの落下に耐え得る程度でしかない。
また，核分裂性物質である濃縮六フッ化ウランには，特別の試験条件として高さ９メートルからの落下試験が適用される。しかし，輸送中の事故を考えると，この落下に耐えることが容器の強度の基準になったとしても，まだ不足である。このように，シリンダの強度は，極めて脆弱なものである。９　本件施設における事故例と本件施設の安全性確保対策の問題点
（原告らの主張）
（１）　平成４年１月２６日及び同年２月２４日の事故これらの事故は，わずか一か月のうちに２度，それも，連続運転中ではなく停電再起動試験を行った２度の機会のいずれにも事故が起こったというものであり，本件施設の電源系統に深刻な欠陥があることを示すもので，外部電源そのものの喪失ではないものの，遠心分離機に関して外部電源喪失の場合に類する危険を内包している。
（２）　平成４年６月１７日の事故
ア　施工の杜撰さ
バスダクトの支持取付けに当たり熱膨張を考慮しないということは，極めて初歩的な施工ミスであってそれ自体論外であるし，他の箇所についても到底まともに施工されているとは思えない。
イ　電気系統の事故の頻発


上記事故で示されたような電気系統の施工ないし設計における欠陥のある本件施設においては，同じように，電気火花が生じたり，電気系統の故障から停電事故が頻発することが予測される。
（３）　平成６年２月７日の事故
ア　共用に対する考慮
本件安全審査において用いられた加工施設指針は，１９「共用に対する考慮」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」とし，その解説においては，「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きたさないことを確認すること」とされている。ここでは，他の原子力施設との共用だけでなく，当該加工施設内の共用も問題とされている。
そして，本件安全審査では，本件許可申請書の添付書類５に「共用に対する考慮」「本施設において安全上重要な施設で他の原子力施設等と共用するものはない」とあるだけで，安全審査書ではこの点について全く言及されていない。すなわち，本件安全審査においては共用に対する考慮について具体的な審査は行われず，特に施設内の共用については何ら審査されなかった。その結果，本件施設では，施設内の共用について全く設計上の配慮がされず，多くの施設，機器が，その機器喪失により安全性が著しく損なわれるおそれがある伝送ラインとシーケンサを共用するに至り，そのため上記のような事故が発生拡大したものである。このように，上記事故により明らかになった伝送ラインとシーケンサ共用の実態は，加工施設指針１９に違反しており，その審査を行わなかった本件安全審査は違法である。
イ　フェイル・セーフの不採用
原子力施設において重要な機器につきフェイル・セーフの設計を採用するか否かは，正しく基本的な設計方針の問題である。加工施設指針は，それ自体時代遅れの不合理なものであるから，その中にはフェイル・セーフの採否に言及した部分はないが，原子力発電所に係る安全審査では必ず触れられている点である。ところが，本件安全審査においては，インターロックの採用は数箇所で言及されているが，フェイル・セーフの採否については本件許可申請書にも安全審査書にも一言の言及もない。その結果，本件施設ではフェイル・セーフの設計思想は全く採用されず，上記事故も，シーケンサにフェイル・セーフの設計思想が採用されていなかったために発生拡大したものである。
したがって，この事故により明らかになった本件施設でのフェイル・セーフの不採用は，本件安全審査の違法性を示すというべきである。
ウ　事故解析条件の誤り
本件安全審査では，加工施設指針が時代遅れの不合理なもので，事故の解析において事故発生防止・拡大防止機能についての故障を想定すべきことすら規定されていないこともあり，昀大想定事故とした均質槽の配管カバー内配管破損事故の解析に当たり，安全保護のための機器が一つの故障もなく作動するという前提で事故解析を行っている。
しかし，上記事故では，それらの事故拡大防止機能が一切働かない状態が現に発生しているのであり，そのような安易な事故解析条件の設定は，正しく不合理なものというべきである。
したがって，上記事故は，本件安全審査の事故解析条件の設定，ひいては事故解析そのものの不合理性を明らかにしたものである。
（被告の反論）
（１）　平成４年１月２６日及び同年２月２４日の停電再起動試験について原告らは，上記事象により，本件施設の電源系統には深刻な欠陥があることが露呈されたと主張する。
しかしながら，停電再起動試験とは，そもそも施設の安全機能の実証を目的とするものではなく，慣らし運転の一環として，短時間の停電が発生しても運転の継続への影響がないことを確認するという専ら営業上の観点から，原燃産業が自主的に行ったものである。すなわち，遠心分離機の電源が何らかの理由により失われた場合には，その回転速度は次第に低下するところ，停電が短時間にとどまり回転速度が一定の範囲内にあれば，電源が復旧した際に，その状態で遠心分離機に電気を供給し，通常運転時の回転速度に短時間で復帰させることが可能であり，本試験は，この点を検証するための試験であり，したがって，そもそも施設の安全機能の実証を目的とするものではない。したがって，上記各事象は，いずれも施設の安全性を左右するものではなく，この点に係る原告らの主張は，本件訴訟の審理の対象とはならないものである。
また，上記事象の原因については，既に高周波電源設備の電流の変動を抑える回路の調整，電源を切った時のサージ抑制，接地方法の改善などの適切な対応策が講じられた結果，正常な作動が現に確認されているものであるから，原告らの上記主張は何ら根拠がなく，失当である。
（２）　平成４年６月１７日の運転停止について
上記運転停止は，バスダクトの施工上の不具合に起因するものであり，本件安全審査の対象である本件施設の基本設計ないし基本的設計方針に起因して発生したものではないから，上記事象は，本件安全審査とは無関係であり，したがって本件訴訟の審理の対象とはならない。
（３）　平成６年２月７日の計測制御設備異常発生に伴う運転停止についてこの事象は，本件安全審査の対象である本件施設の基本設計ないし基本的設計方針に起因して発生したものではなく，したがって，上記事象の発生が何ら本件安全審査の合理性を左右するものではないが，念のため，原告らの主張に対し必要な反論をすることとする。
ア　共用に対する考慮
機器の制御を行うシーケンサと機器自体は当然接続されるべきものであり，かつ，伝送ラインを介してコントローラ，他のシーケンサ等との間で信号の送受信を行い機器を制御するシーケンサは，伝送ラインとは当然接続されるものである。したがって，上記接続は共用というべきものではない。
イ　フェイル・セーフの不採用
本件安全審査においては，自動弁（空気作動弁）を作動させるための空気及び電源の喪失時の対策として，万一，空気又は電源が喪失した場合は，自動弁がその弁特性により自動閉となり六フッ化ウランを工程内に閉じ込める設計とするというように，フェイル・セーフの設計思想に立ち本件施設にとって必要な対策が講じられていることを確認している。


なお，何らかの異常事態に際しては，その事態の規模や形態に応じて適切な措置が執られれば良いのであって，例えば，シーケンサについては，その機能が停止した場合には，直ちに運転状態を確認し，必要に応じて機器の操作を行う等の手段が用意されていれば足りるのであり，必ずしもそれらのすべての監視・操作が中央制御室で実施できなければならないものではない。現に，上記事象に際しては，ホット定格モードであった１Ｂ及び１Ｄカスケード並びに全還流モードであった１Ａカスケードに，いずれも安全上の問題は生じなかったので，これらを直ちに全還流モードにする必要性は認められなかった。また，加熱の停止についても，六フッ化ウランの温度等に関しては，上記事象の継続中も安全に監視・制御がされていたのであるから，過加熱に至る危険性はなく，自動的に加熱を停止する必要性は認められなかった。したがって，どのような事態であっても全還流モードへの移行や，加熱の停止等が行われなければならないとする原告らの主張は，失当である。
ウ　事故解析条件の誤り
本件安全審査においては，緊急しゃ断弁及び局所排気設備の系統を切り替えるダンパ（弁）が多重化され，十分な信頼性を有する設計とすることを確認しており，昀大想定事故が発生した際にこれらの機器が作動しないということは技術的に考えられないから，原告ら主張のような想定をしないことに不合理はない。なお，本件施設においては，これらの機器は，伝送ラインとは別系統のハードワイヤーを介して制御されており，本件事象による影響は受けていない。１０　他の原子力施設における事故例と本件施設の安全性確保対策の問題点
（原告らの主張）
被告は，本件安全審査について，諸設備が申請書どおりに稼働することを前提とするのみで，それ以外に安全性の論拠を何ら挙げていないが，本件許可申請書の予想するとおりに諸設備が稼働するのか，事故が起こっても申請書どおりに防護されるのかについては，本件許可申請書から独立した批判的検討が必要である。にもかかわらず，本件安全審査は，本件施設と同種の施設で現に生じた以下の事故についてさえ，これが起こり得ないという根拠を示していない。これでは，十分な安全審査が行われたとは到底いい得ず，むしろ，本件安全審査は事業者の申請内容を鵜呑みにした杜撰なものであるというべきである。（１）　動燃事業団人形峠事業所ウラン濃縮試験工場における爆発事故この事故は，昭和５８年２月３日，上記工場の排水のウラン濃度をチェックする化学分析室で，廃液の加熱処理中にガラス製ビーカーが爆発したもので，首などにガラス破片が刺さった職員が出血多量で死亡した。
被告は，この事故は六フッ化ウランを取り扱うことに起因するものではなく，濃縮施設固有の技術的欠陥あるいは濃縮の作業工程が内包する固有の危険ではないから本件施設の危険性を裏付けるものではないと主張する。しかし，この事故は廃液処理の際に起きた事故であり，廃液処理も工程の一部であって，廃液処理の過程で起きる事故を，本件施設の持つ危険性から排除することはできない。しかるに，そもそも本件許可申請書は，廃液処理としてどのような化学反応が行われるのか等の具体的工程を何ら明らかにしておらず，本件施設と同種の施設で現に生じたこのような事故についてさえ，それが起こり得ないという根拠を示していない。これでは十分な安全審査が行われたとは到底いい得ない。
（２）　セコイヤ燃料会社転換工場におけるシリンダ破裂事故この事故は，１９８６年（昭和６１年）１月４日，アメリカ合衆国オクラホマ州ゴアのセコイヤ燃料会社転換工場で天然ウランのイエローケーキ（八酸化三ウラン）を六フッ化ウランに変える転換作業中，製品六フッ化ウランを輸送用容器（シリンダ）に詰める工程において，計量ミスのために昀大充填量である約１２．５トンを超えて六フッ化ウランが充填されているのに気づいた作業員が，過剰分の約９百キログラムを気化してプラントに戻そうと蒸気加熱したところ，シリンダが破裂したというものである。
この事故により，約３０分ないし４０分の間に，容器内のおよそ１３．４トンの六フッ化ウランがすべて放出され，空気中の水分と反応してフッ化水素及びフッ化ウラニルとなり，工場内の労働者と周辺住民を襲った。これにより，作業員一人がフッ化水素を吸い込んで肺が焼けただれ呼吸困難となったのが原因で死亡したほか，作業員１７人と住民１１人が病院に収容され，百人以上が病院で手当てを受けた。また，入院者は，その後退院できたものの，呼吸障害の重い人，尿中のウラン量がかなり多い人もいるといわれている。このほか，重い粒子であるフッ化ウラニルは，大部分が工場内と近くのハイウェイに落ち，周辺の環境を広く汚染し，汚染による長期的影響が懸念されている。
この工場においては，操作マニュアルでは過充填された六フッ化ウランは加熱せず移送することになっており，作業員らは当初そのように移送しようとしたのであるが，六フッ化ウランが冷えて固化してきたため移送がうまくいかず，当直責任者の不在もあって，現場の人為ミスによりシリンダを建屋外に運び出して加熱しており，規定どおりであれば起こらないはずのことが起こっている。このようにマニュアルどおりに事が進まなかった場合に現場の判断で処置がされて起こり得る人為ミスの可能性は本件施設にも存在し，このような事故は本件施設においても起こり得る。この点について被告は何ら反論をしていない。
（３）　ポーツマスウラン濃縮工場における六フッ化ウラン漏洩事故この事故は，１９８６年（昭和６１年）１月１０日，アメリカ合衆国オハイオ州パイクトンの政府（エネルギー省）所有のポーツマスウラン濃縮工場で監視システムのデータの見直しをしたところ，１９８５年（昭和６０年）１２月２７日から一週間の間に約２１キログラムの六フッ化ウランガスが空気中に漏れていたことが判明したというものである。
被告は，ポーツマス濃縮工場は，ガス拡散法を用いており，遠心分離法を採用している本件施設と同一に論じられないとするが，いずれの方法もウランを気体の六フッ化ウランにして扱うのであり，気体の六フッ化ウランが排気中に流入した場合の危険性において同様である。
また，被告は，本件許可申請書ではケミカルトラップ（アルミナ）のほかにケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）と高性能エアフィルタが設置され，モニタで監視することとされているから環境に悪影響はあり得ないとするが，地震や爆発事故によってこれらの機能に支障が生じないのか等について，事故解析はされていない。
（４）　ＪＣＯ東海事業所転換試験棟での臨界事故
ア　臨界事故を想定しない誤り
ＪＣＯ東海事業所においては，加工事業許可（変更）申請書上，「いかなる場合でも安全であるよう十分な設計がなされているので臨界事故は起こり得ない。」と明記されていたが，現実には臨界事故が発生した。


本件施設の安全審査においては，上記と同様に「いかなる場合でも安全であるよう十分な設計と管理が行われるので臨界事故が起こることはない。」として，臨界事故を全く想定せず事故評価をしない申請を承認，許可している。しかし，本件施設においても臨界事故の危険はあるし，また，全く同様の申請がなされていたＪＣＯ東海事業所で現実に臨界事故が発生した事実にかんがみれば，本件施設においても当然に臨界事故を想定すべきである。したがって，事故想定及び事故評価を行わなかった本件安全審査には看過し難い過誤，欠落があるというべきである。
イ　昀大想定事故の非現実性
ＪＣＯ東海事業所の加工事業許可申請書では，転換試験棟における昀大想定事故について，臨界事故は想定せずに六フッ化ウランの漏洩事故を想定し，事故による周辺監視区域外の一般公衆の昀大被曝量を９ナノシーベルト（ナノは１０億分の１）であるとしている。
しかし，上記事故で科学技術庁が事故調査委員会に報告した被曝量評価では，敷地境界における被曝量は１６０ミリシーベルトとされている。この評価は様々な仮定を前提としたものであり，しかもその根拠となるデータが極めて少ないもので，原告らはなお過小評価であるという疑義を持っているものであるが，この科学技術庁の評価を前提としても，実際に起こった事故は安全審査での昀大想定事故の１７７８万倍の規模となっている。この事実は，従前から原告らが安全審査における昀大想定事故の想定が余りにも過小であり，非現実的であると主張してきたことを裏付けるものである。
この点からも本件安全審査には看過し難い過誤，欠落があるというべきである。
（被告の反論）
（１）　動燃事業団人形峠事業所における事故について原告らの主張に係るガラス製ビーカーの破裂事故は，上記事業所ウラン濃縮試験工場内の化学分析室で，廃液中の有機物を除去するために硝酸と過塩素酸を加えて分離処理を行っていたところ，上記有機物と過塩素酸とが急激に反応したことによりビーカーが破裂したもので，たまたま破裂したビーカーのあるフード内を覗き込んでいた作業者１名が，ビーカーの破片で頸動脈を切り出血多量で死亡するに至ったものである。
しかしながら，上記事故は，廃液中の有機物と過塩素酸とが急激に反応することにより発生したものであり，六フッ化ウランを取り扱うことに起因するものではなく，また，濃縮施設固有の技術的欠陥あるいは濃縮の作業工程が内包する固有の危険性に起因して発生したものでもないのであるから，原告らの主張は，六フッ化ウランや本件施設の危険性を何ら裏付けるものではない。また，そもそも本件施設において施設外への放射性物質の放出につながるような火災・爆発を発生させるおそれのある危険物の取り扱いに関しては，本件安全審査において，火災・爆発に対する考慮に係る基本設計及び基本的設計方針において妥当なものであることを確認しているところ，上記事故は，およそ施設外への放射性物質の放出につながるようなものではなく，上記事故に係る危険性に対する考慮は，本件安全審査の対象となる事項ではない。
（２）　セコイヤ燃料会社転換工場におけるシリンダ破裂事故についてこの事故の原因は，（ａ）従業員の操作ミスにより，シリンダを乗せた台車が重量計の上に正しく置かれなかったために，制限充填量を超える六フッ化ウランが充填されてしまったこと，（ｂ）米国の取扱基準及びセコイヤ社の運転要領が禁止しているにもかかわらず，過充填されたシリンダを加熱処理したこと，（ｃ）加熱が行われた場所が屋外であり，密閉構造とはなっておらず，かつ，排気処理設備も設置されていなかったため，漏洩した六フッ化ウランが直接大気中に放出されたこと，の３点であると考えられている。しかし，本件施設においては，上記事故例のような六フッ化ウランの放出はあり得ない。
まず，上記（ａ）の点については，本件施設では，誤操作を排除すべくシリンダの昀大充填量を超えないように重量測定によるインターロック等が設けられることとされているなど，過充填に対する適切な対策が講じられていることを本件安全審査において確認している。また，上記（ｂ）の点については，万一過充填された場合には，シリンダを加熱せずに，昀大充填量以下になるまで六フッ化ウランを移送することとされている。さらに，上記（ｃ）の点については，上記の処理が行われる発生回収室を含む第１種管理区域は，排気設備により負圧に維持されるとともに，第１種管理区域からの排気は，高性能エアフィルタ等により処理した後，排気口を通じて屋外へ排出する構造とされている。
本件安全審査においては，上記各対策が採られることとされていることを確認しており，本件施設においては，上記セコイヤ燃料会社転換工場の事故のような六フッ化ウランの大気中への大量放出は起こり得ない。
（３）　ポーツマス濃縮工場における六フッ化ウラン漏洩事故についてそもそも，上記工場はガス拡散法によるウラン濃縮を行っているものであって，遠心分離法を採用している本件施設と同一に論じることはできない。また，本件安全審査においては，本件施設の排気系設備について，（ａ）本件施設の排気系は，ケミカルトラップ（フッ化ナトリウム）及び高性能エアフィルタにより放射性物質の除去等の処理を行った後，排気口から排出されることとされていること，（ｂ）排気口から排出する排気中の放射性物質の濃度は排気用モニタにより連続的に監視することとされており，万一にも周辺の環境に悪影響を及ぼさないこととされていること，（ｃ）本件施設のケミカルトラップ，高性能エアフィルタ等の設備・機器については適切な耐震設計がされること，（ｄ）本件施設の主工程においては，可燃性又は爆発性の物質を使用しないこと等火災・爆発に対する適切な考慮が払われており，本件施設において爆発が発生することは考えられないこと，以上の点を確認しており，本件施設で，ポーツマス濃縮工場で発生したような六フッ化ウランの漏洩が起こることはないし，ケミカルトラップや高性能エアフィルタ等の諸設備について，地震や爆発事故によってその機能に支障が生じることを想定して事故解析をする必要もない。
（４）　ＪＣＯ東海事業所の事故について


原告らはＪＣＯのウラン加工工場が，申請書上では「いかなる場合でも安全であるような十分な設計がなされているので臨界事故は起こり得ない。」としていたのに，平成１１年９月３０日臨界事故が発生したことを指摘して，本件安全審査において臨界事故を想定しなかったことは看過し難い過誤，欠落に当たると主張する。しかしながら，ＪＣＯウラン加工工場と本件施設とは，同じく加工の事業許可に係る施設であるとはいえ，工場が担う目的や作業内容が異なり，取り扱うウランの性状や設置される機器・設備等が全く違うのであり，両者を直接比較することはできない。したがって，ＪＣＯ事故をもって，本件施設においても臨界事故の発生を想定すべきであるとするのは，いかにも短絡的である。ＪＣＯウラン加工工場転換試験棟では，ウラン粉末に硝酸を加えて溶解し，濃縮度１８．８パーセントの硝酸ウラニル溶液を製造し，濃度を均一化する作業をしていた。一方，本件施設においては，取り扱うウランは六フッ化ウランであり，濃縮度は５パーセント以下である。すなわち，濃縮度１８．８パーセントのウランを取り扱うこともなければ，硝酸ウラニル溶液を製造する作業自体存在しないのであるから，ＪＣＯ事故は，本件施設では発生し得ない。
しかも，ＪＣＯ事故の原因は，許可申請書上の装置や社内で作成された手順書をも無視して，認可された保安規定上の核的制限値を超えるウラン溶液を注入する作業が行われたことにある。したがって，上記事故原因が許認可上の事項とは全く異なるものであることは明らかである。
以上のとおり，ＪＣＯ事故を取り上げて，本件安全審査において臨界事故を想定しなかったことに看過し難い過誤，欠落があるとする原告らの主張は失当である。
第４　公共の安全性確保
（被告の主張）
１　加工施設指針の規定
加工施設指針は，念のため，安全上重要な施設との関連において，昀悪の場合，技術的にみて発生が想定される事故のうちで，一般公衆の被曝線量が昀大となるものを昀大想定事故として，これが発生するとした場合でも一般公衆に対して過度の放射線被曝を及ぼさないことを確認することとしている。事故時の評価に当たっては，まず，事故の選定が妥当なものであるかどうかについて判断する。すなわち，ウラン加工施設の設計に即し，（ａ）有機溶媒等の火災・爆発，（ｂ）六フッ化ウラン等の飛散，漏洩，（ｃ）自然災害等の事故の発生の可能性を技術的観点から十分に検討し，昀悪の場合，技術的にみて発生が想定される事故であって，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を選定していることを確認する。次に，ウラン総放出量の計算が妥当なものであるかどうかについて判断する。すなわち，選定した事故について，（ａ）ウランの形態・性状及び存在量，（ｂ）事故時の閉込め機能（高性能エアフィルタ等の除去系の機能を除く。）の健全性，（ｃ）排気系への移行率，（ｄ）高性能エアフィルタ等除去系の捕集効率について十分に検討し，安全裕度のある条件を設定してウランの総放出量を計算するが，その想定した条件が妥当なものであることを確認する。昀後に，選定した事故のうち昀大のウラン総放出量を与える事故を昀大想定事故として設定し，この昀大想定事故により一般公衆に対して過度の放射線被曝を及ぼさないかどうかについて判断する。すなわち，昀大想定事故時のウランの総放出量に基づき，十分な安全裕度のある拡散条件等を設定して一般公衆の被曝線量を計算し，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。ただし，加工施設指針は，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，被曝線量の評価を要しないものとしている。
２　本件安全審査の内容
（１）　昀大想定事故選定の妥当性
本件許可申請においては，以下のとおり，種々の事故の発生を想定し，その事故の程度や影響について検討した上で，昀大想定事故として均質・ブレンディング設備の均質槽の中間製品容器へ続く配管の破損を想定している。本件安全審査においては，これらの各事故評価につき審査した結果，均質・ブレンディング設備の均質槽の中間製品容器へ続く配管の破損事故を昀大想定事故として選定した申請者の判断を妥当と判断した。
ア　本件許可申請書添付書類７においては，六フッ化ウランの漏洩による事故の程度及び影響として，六フッ化ウラン処理設備，均質・ブレンディング設備，貯蔵設備，カスケード設備，気体廃棄物の廃棄設備及び液体廃棄物の廃棄設備の各設備ごとに，圧力条件，設備・機器の構造等の観点を踏まえて，六フッ化ウランの漏洩の可能性が検討されたその結果が示されているほか，自然現象等による事故，火災・爆発等による事故，外部電源喪失による事故，臨界による事故についても，事故の影響や程度の評価結果が示されている。
イ　各設備における六フッ化ウラン漏洩の可能性を検討したところでは，六フッ化ウラン処理設備については，六フッ化ウランを大気圧以下で取り扱うので設備・機器の故障等により六フッ化ウランが設備外へ漏洩することはないとされ，貯蔵設備については，六フッ化ウランシリンダ類は落下試験により安全性が確認されている範囲内に吊り上げ高さを制限するので万１六フッ化ウランシリンダ類が運搬中に落下したとしても六フッ化ウランの漏洩が発生することはないとされている。また，カスケード設備については，遠心分離機の回転体の破損が想定された上で，遠心機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に保たれるように強度設計を行い破損試験により強度は確認しているので六フッ化ウランの漏洩が発生することはないとされ，気体廃棄物の廃棄設備については，高性能エアフィルタが破損した場合及び排風機が故障により停止した場合が想定され，いずれの場合においても安全上問題がないとされている。さらに，液体廃棄物の廃棄設備についても，本件許可申請書添付書類に記載された漏洩対策が行われることにより，許容濃度以上の放射性液体廃棄物が周辺環境へ漏れ出ることはないとされている。ウ　自然現象のうち，地震による事故の評価については，本件施設の建物・構築物及び設備・機器の耐震設計は，本件許可申請書添付書類の記載のとおりに行われるので，地震が起こった場合でも六フッ化ウランは配管等に閉じ込められ，災害が起こることはないとされ，また，過去の地震の記録から本件敷地周辺では，大地震のおそれは極めて小さいとされている。


その他の自然現象等による事故の評価については，台風及び積雪に対する安全設計は，本件許可申請書添付書類の記載のとおりに行われるので，台風及び積雪による事故のおそれはなく，また，適切な接地設計等が行われるので，雷により本件施設の安全性が損なわれるおそれはなく，さらに，支持地盤は，十分な地耐力を有する鷹架層の砂岩・凝灰岩類であり，過去に地滑り，陥没の発生した例もないこと等から，地盤を原因とする事故のおそれもないとされている。エ　火災・爆発等による事故の評価については，本件施設では火災が拡大するおそれがなく，六フッ化ウランが設備の外に漏洩する事故には至らないとされ，また，外部電源喪失による事故についても，本件許可申請書添付書類記載の対策が講じられるので，事故が起こることはないとされ，さらに，臨界による事故の評価については，適切な設計と管理が行われることから臨界事故が起こることはないとされている。
オ　一方，均質・ブレンディング設備については，上記設備が六フッ化ウランを大気圧以上の圧力条件で取り扱うものであるところ，大気圧以上の圧力条件の下で六フッ化ウランを取り扱う系は，大気圧未満で六フッ化ウランを取り扱う系よりも，破損が起こった場合の六フッ化ウランの漏洩量が大きくなるとして，一般公衆の被曝線量が昀大となる事故，すなわち外部環境へのウラン放出量が昀大となる事故の評価結果が示されている。
まず，同設備の均質処理工程（均質槽に装着された中間製品容器内の六フッ化ウランの均質処理を行う工程）で取り扱われる中間製品容器については，高圧ガス取締法（昭和２６年法律第２０４号）に基づき，１平方センチメートル当たり１４キログラム重（ゲージ圧力）の設計圧力及び摂氏１２１度の設計温度で設計，製作及び試験を行ったものが，１平方センチメートル当たり約２．７キログラム重（ゲージ圧力）以下の使用圧力及び摂氏９４度以下の使用温度との各条件で使用されるため，中間製品容器の安全性は確保できるとされている。また，同工程においては，均質槽は密封状態で使用され，しかも均質槽自体が均質操作時の昀高使用温度摂氏９４度における六フッ化ウランの飽和蒸気圧に対して余裕のある強度設計が行われるため，たとえ均質槽内で配管の破損が発生しても，六フッ化ウランは槽内に閉じ込められるとされている。
カ　以上の理由により，本件許可申請においては，本件施設における昀大想定事故として，均質槽内に設置されている中間製品容器が均質化のため加熱状態にある時に，均質処理工程における均質槽の外の緊急遮断弁に接続している配管が破損する場合が想定されている。
（２）　昀大想定事故評価条件設定の妥当性
上記の昀大想定事故が仮に発生した場合，六フッ化ウランは，配管部の周囲を覆っている配管カバーの内部に漏洩し，空気中の水分と反応してフッ化ウラニルとフッ化水素が発生する。このフッ化水素が工程用モニタにより検出され，緊急遮断弁が閉止して六フッ化ウランの漏洩が止まる一方，配管カバー内からの排気はフッ化水素吸着器，高性能エアフィルタ等からなる局所排気設備を経由して行われることとなっている。したがって，昀大想定事故時の被曝線量の評価に当たっては，配管破損時から緊急遮断弁の閉止に至るまでの間に漏洩する六フッ化ウランから生じるフッ化ウラニルのうち施設外に放出されることとなる部分が対象となる。次に，本件許可申請においては，昀大想定事故の災害評価条件として，次の各条件を設定している。すなわち，（ａ）中間製品容器内の六フッ化ウランの温度は摂氏９４度，（ｂ）配管破断部の内径は７．８ミリメートル，（ｃ）漏洩部からの放出速度は，（ａ）及び（ｂ）の条件の下に，通常用いられる計算式から，六フッ化ウラン毎秒１１４グラムが続くものとし，（ｄ）漏洩継続時間は，工程用モニタにより漏洩を検知し緊急遮断弁を閉止するまでの３０秒とする。これらの条件下では，漏洩量は，六フッ化ウラン毎秒１１４グラム×３０秒＝六フッ化ウラン３．４２キログラムであるが，安全側に余裕をみて六フッ化ウラン５キログラムとする。漏洩した六フッ化ウランは，全量が空気中の水分と反応して，４．３８キログラムのフッ化ウラニル（ウラン元素量３．３８×１０の３乗グラム）となる。フッ化ウラニルの発生量の５０パーセントがダクト内壁面に付着し，残量が局所排気設備の高性能エアフィルタで処理され，局所排気設備で処理された排気が通常運転時の排気ラインに導かれて放出されるとし，総合的な捕集効率は，高性能エアフィルタ２段で９９．９９９パーセントとすると，この想定事故による施設外へのウランの総放出量は，ウラン元素量で１．７×１０のマイナス２乗グラム（３．３８×１０の３乗グラム×（１―０．５）×（１―０．９９９９９）），その放射能量は，５パーセントの濃縮ウランの比放射能がグラム当たり２．７マイクロキュリーであるから，４．６×１０のマイナス２乗マイクロキュリー（約１７００ベクレル）となる。
以上についてその妥当性を検討すると，まず，漏洩部からのガスの放出速度は，本来放出とともに小さくなるところ，安全側にみて一定量としている。また，漏洩継続時間も工程用モニタにより漏洩を検知し緊急遮断弁を閉止するまでの時間に余裕をみて３０秒としている。さらに漏洩量全体も，六フッ化ウラン３．４２キログラムのところを安全側にみて５キログラムとして計算している。フッ化ウラニルは固体であるから，ほとんどダクト内壁面に付着すると考えられるのに対し，残量を５０パーセントと安全側に設定し，１段で９９．９パーセントの捕集効率の高性能エアフィルタ２段の捕集効率を９９．９９９パーセントと低く設定している等，全体として十分な安全裕度を見込んだものであるので妥当であると判断した。
（３）　事故時評価の結果
以上のとおり，技術的にみて発生が想定される事故のうち昀大のウラン放出量を与える事故として，均質・ブレンディング設備の均質槽の中間製品容器へ続く配管の破損を想定し，この昀大想定事故において六フッ化ウランの放出速度，漏洩継続時間，高性能エアフィルタの捕集効率等を考慮して算出した結果，ウランの総放出量はウラン元素量で１．７×１０のマイナス２乗グラム，放射能量にして０．０４６マイクロキュリーと極めて少ない。本件安全審査では，このウラン放出量からすれば，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は極めて小さく，一般公衆に対する過度の放射線被曝を及ぼすものではないことは明らかであると判断した。
ちなみに，被告の試算によれば，昀大想定事故に起因する一般公衆の線量当量は，線量当量限度等を定める件に定める周辺監視区域外の線量当量限度である１年間につき１ミリシーベルトの百万分の１以下にすぎず，原告らの各居住地においては更に小さい値となる。


なお，一般公衆の被曝線量は，放出される放射能量に，大気拡散による希釈率（相対濃度），呼吸率及び線量換算係数を乗じて算出されるものであるところ，大気拡散による希釈率及び線量換算係数については本件許可申請書に，呼吸率については公開文献であるＩＣＲＰのＰｕｂ．２に，それぞれ記載されており，これらの数値を基に被曝線量の計算を行うことが可能であるが，本件安全審査においては，上記に述べた理由により，上記数値を用いての被曝線量計算を改めて行う必要はないものと判断した。
（原告らの主張）
１　加工施設指針の問題点
加工施設指針３は，「核燃料施設に昀大想定事故が発生するとした場合，一般公衆に対し，過度の放射線被曝を及ぼさないこと」としている。しかし，昀大想定事故時のウラン総放出量の算定については，複合事故の可能性を想定していないのみならず，「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。それ故，このような指針によって，実際に発生する事故に十分対応できるかは甚だ疑問である。
２　昀大想定事故選定の妥当性
本件許可申請書は，六フッ化ウラン漏洩の可能性について，均質・ブレンディング設備の均質槽以外の設備の事故（六フッ化ウラン処理設備，貯蔵設備，カスケード設備，気体廃棄物の廃棄設備，液体廃棄物の廃棄設備など）によっても漏洩の可能性はない，自然現象等（浸水，地震，台風，積雪）による事故のおそれはないか，一般公衆への被曝による影響は少ない，火災・爆発等によっては漏洩事故に至らない，外部電源事故や臨界事故は起こらない，などと十分な根拠を示さない全く安易な想定によって，均質・ブレンディング設備の均質槽の中間製品容器へ続く配管破損事故のみを想定し，本件施設で発生するおそれがある地震や航空機事故が原因となって施設自体が破壊されてしまい遮断弁やフィルターの機能も役に立たないような事態における事故時被曝の危険性を無視している。にもかかわらず，杜撰な申請に基づき，漫然，均質・ブレンディング設備の均質槽の中間製品容器へ続く配管破損事故のみを取り上げた本件安全審査には，重大な違法性が存する。
３　昀大想定事故評価条件設定の妥当性
原告らが想定した，施設全体が破壊され，遮断弁やフィルターの機能も役に立たないような事故では，本件施設に貯蔵されている昀大で２４００トンに及ぶウランの大部分が環境中に放出されることは避け難い。
４　事故評価結果の妥当性
原告らが想定する施設全体が破壊される場合におけるウラン放出量の推定として，控えめに見積もって，濃縮ウランのうち１０トンが環境中に放出されたものとして周辺住民への被害を評価してみると，施設から遠く６００キロメートル離れた東京でも被曝線量は０．１３レムとなり，１００ミリレム（１ミリシーベルト）の一般公衆の被曝限度を超える被曝を受けることとなる。これに対し，本件許可申請書は，その想定した昀大想定事故について，これが発生した場合でもウラン放出量は極めて小さいとして，一般公衆の被曝線量計算すら行っていない。このような杜撰な申請に基づき，その場合ウラン放出量は極めて小さいとして一般公衆への被曝線量は極めて低いことを確認したとする安全審査結果には，重大な違法性が存する。
（被告の反論）
１　加工施設指針の問題点について
加工施設指針３は，その定め方からも明らかなとおり，技術的合理性を有する範囲において発生が想定される事故を考慮することとしているのであり，技術的合理性の観点から発生する可能性が極めて低いと考えられるもの，すなわち，例えば別個の原因に基づき同時に複数の事故が発生すること等の事象については考慮する必要のないものとしているのであって，このことは，十分な合理性を有する。したがって，原告らの主張は失当である。
また，加工施設指針３が，「当該昀大想定事故時のウランの総放出量からみて，十分な安全裕度をみた事故時の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。」としているのは，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，昀大想定事故を想定する目的，すなわち，「昀大想定事故が発生するとした場合，一般公衆に対し，過度の放射線被曝を及ぼさないこと」を確認するとの目的を達しているからなのであり，このことも十分な合理性を有する。
２　昀大想定事故選定の妥当性について
本件安全審査において，航空機事故を昀大想定事故の検討の際に考慮しなかったのは，航空機が本件施設に墜落する可能性は極めて小さいことから，上記航空機事故は，加工施設指針３でいう「技術的にみて発生が想定される事故」とはいえず，したがって，加工施設指針３に定める昀大想定事故として考慮すべき事故ではないからである。
３　昀大想定事故評価条件設定の妥当性について
本件安全審査においては，本件施設の昀大想定事故時のウラン放出量が極めて小さいことを確認しており，そのウラン放出量からすれば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，一般公衆に対する過度の放射線被曝を及ぼさないことが明らかであるので，申請者の判断を妥当としたものである。
原告らは，周辺住民への被害を評価するに当たり，想定される事故により濃縮ウラン１０トンが環境中に放出されると主張するが，いかなる状況の下に，どのような機序で濃縮ウランが漏洩し，どのような計算によってそれを１０トンと見積もったのかについて，何らの根拠を示していない。
４　事故評価結果の妥当性について
事故による影響評価に関する原告らの主張は，以下に述べるとおり現実離れした恣意的なものである。


（１）　本件施設ではウランは六フッ化ウランの形態で取扱われており，これが空気と接触すると空気中の水分と反応してフッ化ウラニルに変化するものの，フッ化ウラニルは常温では安定した物質であり，通常の環境中では，二酸化ウランや八酸化三ウランに変化しないことは，科学技術上の知見として明らかである。また，このように酸化ウランの形態をとる場合には，吸入摂取による単位ウラン量当たりの被曝線量はフッ化ウラニルの場合の約５０倍になるため，計算上の被曝線量を大幅に引き上げることとなる。したがって，ウラン全量について酸化ウランの形態で被曝線量の計算を行っている原告らの計算は，恣意的なものである。（２）　原告らは，１０トンのウランが環境中へ放出された場合について，気象指針に従って，パスキルの計算式を用いて，大気安定度Ｆの場合について試算したとして，六ヶ所村から東京都までの各地域の被曝線量を示している。しかしながら，原告らの上記拡散計算は気象指針にのっとったものではなく，またその計算値も実態とかけ離れたものであり，失当である。すなわち，まず，原告らは，気象指針にのっとって拡散計算を行ったかのように主張するが，原告らの計算は，気象指針による想定事故時の大気拡散の解析方法とは異なっている。すなわち，気象指針では，想定事故時の被曝線量の計算に用いる放射性物質の濃度については，敷地における風向，風速，大気安定度等の気象観測データ及び放出継続時間を考慮して方位別に求め，年間累積出現頻度が９７パーセントに相当するものの昀大値を採用することとされている（気象指針Ⅵ）が，原告らのなした計算は，その主張自体から明らかなように，気象指針の解析方法を用いたものではない。
また，原告らの示した被曝線量は，特に遠距離において著しく過大となり，実態とかけ離れたものとなっている。すなわち，原告らはパスキルの基本計算式（気象指針Ⅳの基本拡散式）を用いて計算したと主張するが，この基本拡散式は，風向，風速，その他の気象条件がすべて一様に定常であって，放射性物質が放出源から定常的に放出されると仮定した場合の基本的な計算式である。しかしながら，現実には長距離，長時間にわたって風向・風速が一定であることはあり得ないため，距離を長くとればとるほど，計算値が実際の拡散状況からかい離していくことは理の当然である。原告らは，例えば，風下１０００キロメートルの距離についても上記計算式を用いて計算を行い，０．０６レムの被曝線量となると主張するが，これは同一方向の風が同一の大気安定度の下で１４０時間も継続して吹き続けるという気象条件を前提としているに等しいものである（風速毎秒２メートルの風が放出物質を１０００キロメートル先に運ぶには約１４０時間を要する。）。しかし，現実には同一方向の風が同一の大気安定度の下で１４０時間も吹き続けることなどはあり得ないから，１０００キロメートル先の被曝線量が０．０６レムもの値を示すことはない。
第５　平常運転時の被曝低減に係る安全性確保対策
（被告の主張）
１　加工施設指針の規定
ウラン加工施設の設置に当たっては，その核燃料物質の有する潜在的危険性が顕在化することのないように，当該ウラン加工施設の平常運転時における被曝低減に係る安全対策，すなわち，ウラン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定める周辺監視区域外の許容被曝線量（あるいは，これに代わって発せられた線量当量限度等を定める件に定める周辺監視区域外の線量当量）以下となるようにすることはもちろんのこと，実用可能な限り，これを許容被曝線量より低減させるための対策が講じられていなければならない。
このため，ウラン加工施設の平常運転時における被曝低減対策に係る安全性についての安全審査においては，ウラン加工施設の運転に伴い発生する放射性廃棄物（核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物で，廃棄しようとするもの）を適切に処理する等によって，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かどうか（加工施設指針７，放射性廃棄物の放出管理），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かどうか（加工施設指針８，貯蔵等に対する考慮），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，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かどうか（加工施設指針９，放射線監視）等について審査し，ウラン加工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こととなっている。
２　本件安全審査の内容
（１）　放射性廃棄物の管理
ア　気体廃棄物
放射性物質を含む可能性のある排気は，高性能エアフィルタ，排風機等からなる排気設備で処理後，排気口を通じて屋外へ排出される。排気設備は，第１種管理区域を負圧に維持する能力を有し，かつ屋外へのウランの放出を実用可能な限り少なくするように高性能エアフィルタ等を設けることとなっている。ケミカルトラップ等により処理された各工程からの排気は，各種ケミカルトラップ等で処理後，その他の第１種管理区域からの排気とともに，排気ダクトを通じ排出することとなっている。
また，均質室の均質槽，均質槽配管カバー等からの排気は，六フッ化ウランの漏洩が発生した場合には，フッ化水素吸着器，高性能エアフィルタ等からなる局所排気設備を経由して排出することとなっている。
これらの処理の結果，排気中に含まれて放出されることになるウランの年間放出量は，各工程ごとの年間ウラン取扱量，排気系への移行率，高性能フィルタの除去効率等を安全側に設定して算出しても，ウラン量にして０．１５グラム（放射能量で０．１８マイクロキュリー）にすぎない。
イ　液体廃棄物
分析廃水，洗缶廃水，手洗い水等において発生する放射性物質を含む可能性のある液体廃棄物は，凝集沈澱槽，砂ろ過塔，ウラン吸着塔等からなる管理廃水処理設備において必要に応じて凝集沈澱，ろ過等の処理を行った後，排水中の放射性物質濃度が周辺監視区域外での許容濃度（加工事業規則７条の８第７号，許容被曝線量等を定める件１０条）以下であることを確認した後，他の一般排水とともに（すなわち，更に希釈されて）排水口から事業所外へ放出することとなっている。管理廃水処理設備の処理能力は一年当たり約３０００立方メートルであり，管理区域での年間発生予想量約８５０立方メートルに対し，十分な処理能力を有する設計となっている。
ウ　固体廃棄物