そして，当該分量がどの程度であるかについては，本件明細書には，「タンパク質抽出剤全体に対して０～４質量％」との記載が存在するのみであって，他に当業者が当該分量を認識できる記載はなく，本件明細書に記載された実施例中のタンパク質抽出剤にも，界面活性剤は含まれていないものであることに照らすと，構成要件Ａは，全体に対して４質量％を超える界面活性剤を含まないものと解釈されるべきである。
ウ本件特許の特許出願の経過
本件特許の特許出願の際に添付された，早期審査に関する事情説明書（乙２）には，「界面活性剤を抽出結果物から除去する工程を不要とすることが可能となり，また，タンパク質への界面活性剤の悪影響を回避することが可能になるという効果を奏します。」との記載がある。
加えて，本件原出願の特許出願における平成２５年７月２４日付け意見書（乙３）には，「本願発明によれば，界面活性剤を含まなくとも，抽出対象液からタンパク質を簡便に分離できるという，界面活性剤の使用を前提とした引用文献１記載の発明から予測し得ない異質な効果が奏されます（実施例等）。」（３頁）との記載及び「本願発明によれば，界面活性剤を含まなくとも，抽出対象液からタンパク質を簡便に分離できるという，タンパク質のリフォールディングを目的とした引用文献２記載の発明から予測し得ない異質な効果が奏されます（実施例等）。」（４頁）との記載がある。そうすると，本件発明の作用効果は，上記のとおり，界面活性剤なしに，抽出対象液からタンパク質を分離できる点にあるといえる。
(2)被告製品が構成要件Ａを充足しないこと
前記のとおり，構成要件Ａは，全体に対して４質量％を超える界面活性剤を含まないものと解釈されるべきであるところ，被告製品は，全体に対して４質量％を超える界面活性剤（トリイソステアリン酸ＰＥＧ－２０グリセリル及びＰＥＧ－７（カプリル／カプリン酸）グリセリズ）を含むものであるから，構成要件Ａを充足しないものである。
（別紙）当事者の主張（争点１－２について）
［原告の主張］
構成要件Ｂの解釈
ア特許請求の範囲の記載
構成要件Ｂには，「タンパク質を抽出する」という文言があるが，既に構成要件Ａにおいて混合液の構成を特定し，構成要件Ｂにおいて抽出対象液の構成を特定してその技術的範囲を画しているものであるから，上記文言をその機能を有するという意味に解釈したとしても，本件発明の技術的範囲が無限定に広がることはない。
イ本件明細書の記載
本件明細書の段落【００５６】には，「第２のタンパク質抽出剤には，本発明の目的を害さない限り，公知の添加剤（界面活性剤，炭素数１８未満の高級アルコール等）を添加してもよい。添加剤の添加量は得ようとする効果等に応じて適宜設定できる。」とあり，段落【００４１】では，本件発明における第２のタンパク質抽出剤には，「従来使用されてきた対象物質の分離等のためのエマルション等に含まれる界面活性剤よりも少ない量」の界面活性剤の含有を許容するものであることが示されている。そうすると，段落【００５６】でいう「本発明の目的」とは，界面活性剤を必要とせずに，タンパク質を分離・抽出できるという技術思想そのものであり，「本発明の目的を害」する場合とは，タンパク質の分離・抽出作用が機能しない場合をいい，例えば，界面活性剤の分量が多すぎるために抽出対象液の全部が乳化して２層に分離せず，結果として界面が生じない場合などの極めて例外的な場面を指すものというべきであって，上記のようなタンパク質の分離抽出においておよそ想定されない添加物の添加以外は，むしろ広く公知の添加物の添加をさらに許容することを明示したものと解釈されるべきである。
被告製品が構成要件Ｂを充足すること
ア被告製品が，抽出対象液からタンパク質を抽出する機能を有するものであることは，原告による実験の結果に加え，第三者機関による追加実験の結果により明らかであるから，被告製品は，構成要件Ｂの「（中略）タンパク質を抽出する」という文言を充足するものである。
イなお，被告製品は，「従来使用されてきた対象物質の分離等のためのエマルション」（抽出剤）よりも少ない量の界面活性剤を含んで，抽出対象液からタンパク質を抽出するものであり，この点からしても，被告製品は，構成要件Ｂの「（中略）タンパク質を抽出する」という文言を充足する。すなわち，一般に，界面活性剤を用いた膜タンパクの抽出は，膜タンパクをミセルに内包させて細胞膜または細胞内の器官の膜から取り出す過程が必要となるところ，ミセルは溶液中の界面活性剤の濃度が一定の値を超えて初めて形成されるという性質を有するから，膜タンパクの抽出を行う際には，抽出対象液に抽出剤を添加した後の最終濃度（終濃度）が，ミセルが形成される最低限の界面活性剤の濃度であるＣＭＣ（臨界ミセル形成濃度）を超えていなければならない（甲４１）。
そのため，多くの場合，界面活性剤の終濃度は，ＣＭＣを意識して２ないし４％前後とされている（これは，「抽出対象液」に「抽出剤」を添加した総量に対する濃度である。）ところ，終濃度を２ないし４％にするためには，前段階である「抽出剤」における界面活性剤の濃度はその１０ないし２０倍程度が概ね目安となるものである。なぜなら，抽出剤内の界面活性剤の濃度が低すぎると，抽出対象液に抽出剤を大量に投入しなければならず，他方，濃度が高すぎると，所望の終濃度に合わせるのが難しくなり，実験の操作性が悪くなるからである。
したがって，通常の場合，抽出剤における界面活性剤の分量は，終濃度が２ないし４％になるようその１０ないし２０倍，すなわち２０ないし８０％に設定されているものである（甲４２）から，前記「従来使用されてきた対象物質の分離等のためのエマルション」（抽出剤）における界面活性剤の濃度は，通常２０～８０％であり，被告製品において界面活性剤が含まれていたとしても，その含有量が，これより少ないことは明らかである。
［被告の主張］
構成要件Ｂの解釈
ア特許請求の範囲の記載
構成要件Ｂの「タンパク質を抽出する」については，本件明細書の記載等からその機能を発揮する構成を特定する必要がある。仮に，その機能を発揮し得る構成であれば全てその技術的範囲に含まれることとなると，本件明細書に開示されていない技術思想に属する構成までもが本件発明の技術的範囲に含まれ得ることとなり，出願により公開した発明の範囲を超えて特許制度による保護を与える結果となり，不当である。
イ本件明細書の記載


本件明細書の記載に照らすと，本件発明の目的は，分離等されたタンパク質から界面活性剤を除去する工程を排除する点にあり，本件発明が実現する作用効果は，界面活性剤なしに，抽出対象液からタンパク質を分離できる点にある。また，本件発明の実施例には，いずれも界面活性剤は一切含まれておらず，実施例の記載以外の部分においても，本件明細書は「従来使用されてきた対象物質の分離等のためのエマルション等に含まれる界面活性剤よりも少ない量」（段落【００４１】）及び「本発明の目的を害さない限り」（段落【００５６】）という制限を超える分量の界面活性剤の添加を許容していない。
しかして，「従来使用されてきた対象物質の分離等のためのエマルション等に含まれる界面活性剤」（段落【００４１】）の濃度については，技術文献の記載（乙２８ない～３０，３１の２）によれば，２．０％までであることが一般的である。そして，本件明細書に「例えば，タンパク質抽出剤全体に対して０～４質量％」（【００４１】）との例示があることをも考慮すれば，上記「従来使用されてきた対象物質の分離等のためのエマルション等に含まれる界面活性剤よりも少ない量」は，「タンパク質抽出剤全体に対して０～４質量％」であると解釈されるべきである。
被告製品が構成要件Ｂを充足しないこと
被告製品については，原告による実験の結果及び第三者機関による追加実験の結果のいずれについても問題を含むものであって，原告の抽出対象液から「タンパク質を抽出する」機能を有することにつき立証を欠くものというほかない。また，これを措いたとしても，被告製品においては，全体に対して「●（省略）●」質量％のトリイソステアリン酸ＰＥＧ－２０グリセリル（トリイソステアリン酸ポリオキシエチレングリセリル）及び全体に対して「●（省略）●」質量％のＰＥＧ－７（カプリル／カプリン酸）グリセリズ（ポリオキシエチレン（カプリル／カプリン酸）グリセリル）が含まれるものであり，全体に対して「●（省略）●」質量％の界面活性剤が含まれている（乙１８）ものであるから，本件発明において許容される界面活性剤の添加量である「タンパク質抽出剤全体に対して０～４質量％」を超える量の界面活性剤を含むものであって，構成要件Ｂを充足しないものである。
（別紙）当事者の主張（争点１－３について）
［原告の主張］
構成要件Ｃの解釈
構成要件Ｃは「混合液」という記載であるが，本件原出願の特許請求の範囲は，「タンパク質抽出剤」という記載であった。しかし，それでは，本件原出願の組成と効果を有しながら，タンパク質抽出剤以外の目的用途に使用する行為が発明の技術的範囲から外れてしまうことになりかねないことから，抽出を目的とする「抽出剤」から，目的用途に限定のない「混合液」という文言としたものである。これに照らしても，本件発明の技術的範囲を確定するに当たっては，「タンパク質抽出用の混合液」と「タンパク質を抽出する混合液」とは，明確に区別されなければならず，構成要件Ｃを，「タンパク質抽出用の混合液」と解釈することはできない。
被告製品が構成要件Ｃを充足すること
被告製品は，複数の物質の混合液であるから，構成要件Ｃを充足する。
［被告の主張］
構成要件Ｃの解釈
本件原出願における「タンパク質抽出剤」は，タンパク質抽出用の混合液を意味しており，また，本件原出願の明細書等にも，本件原出願が「タンパク質抽出剤」以外の混合液をその技術的範囲に含むことをうかがわせる記載は一切存在しない。そうである以上，上記「タンパク質抽出剤」（タンパク質抽出用の混合液）に対応する構成要件Ｃの「混合液」についても，これを超えて，広く用途を問わない混合液を意味するということはできない。
被告製品が構成要件Ｃを充足しないこと
被告製品は，化粧を落とし，洗顔の目的で，顔に塗布して化粧品となじませた後に，水で洗い流す方法で使用されるクレンジングオイルであるから，上記のとおり，タンパク質抽出用の混合液に対応する構成要件Ｃの「混合液」には当たらず，構成要件Ｃを充足しない。
（別紙）当事者の主張（争点２について）
［被告の主張］
本件発明は，被告が過去に販売していた製品である「ソフトタッチクレンジングオイル」（以下，「被告旧製品」という。）や，他社製品（乙１４ないし１７）に照らして，本件特許の特許出願前に公然実施をされた発明であるか（特許法２９条１項２号），ウェブページに記載されて電気通信回線を通じて公衆に利用可能となった発明であるというべきであるから（同項３号），本件特許は，特許無効審判により無効にされるべきものである（同法１０４条の３，１２３条１項２号）。
［原告の主張］
被告主張に係る無効理由は，いずれも本件特許の無効理由とはならない。すなわち，本件発明の内容は，本件特許請求の範囲の記載の特定の抽出対象液から界面活性剤の作用なしでもタンパク質を分離できる混合液という点にあるから，この点を知り得るような方法・態様による実施，ないしはこの点が明らかとなるような刊行物の記載といえない限り，本件特許が新規性を欠くことにはならないというべきであるところ，被告が指摘する被告旧製品及び他社製品（乙１４ないし１７）のいずれをみても，上記に該当するものとはいえないというほかなく，本件特許は，特許法２９条１項２号及び同項３号の無効理由を有さない。


第１部請求及び事案の概要   .............................................17第１章請求   ............................................................17第２章事案の概要   ......................................................17第２部前提事実   .......................................................18第１章福島第一原発について   ............................................18第１施設の概要   ........................................................18第２設置許可処分又は変更許可処分   ......................................18第３施設の配置，構造等   ................................................18１配置   ..............................................................18２敷地高さ等   ........................................................19３冷却設備   ..........................................................19４電源設備   ..........................................................外部電源設備....................................................非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）................................21金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及びパワーセンター（Ｐ／Ｃ）............22第２章本件事故の概要   ..................................................23第１本件地震・津波の状況   ..............................................23１本件地震   ..........................................................23２本件地震に伴う津波   ................................................23第２本件事故の発生状況   ................................................24１地震発生から津波到達前までの各号機の稼働状況等....................   24２津波到達後の各号機の非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）の機能   .......１号機..........................................................２号機..........................................................３号機..........................................................４号機..........................................................26５号機..........................................................26６号機..........................................................26３津波到達後の各号機の非常用金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及び非常用パワーセンター（Ｐ／Ｃ）の機能..............................................26非常用金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）..................................26パワーセンター（Ｐ／Ｃ）........................................27４津波到達後の各号機の稼働状況等   ....................................27１号機..........................................................27２号機..........................................................28３号機..........................................................28４号機..........................................................29第３章本件設置等許可処分時から本件事故当時までの関連法令等（改正経過含む


平成２５年（ワ）第５１５号，第１４７６号，第１４７７号損害賠償請求事件
（国賠）
平成２９年９月２２日千葉地方裁判所民事第３部判決
口頭弁論終結日平成２９年１月３１日
（当事者等の表示省略）
主文
１原告らの被告東電に対する主位的請求をいずれも棄却する。２被告東電は，別紙３「認容額等一覧表」「原告番号」欄記載の各原告（原告番号１１－１，原告番号１１－２及び原告番号１１－３を除く。）に対し，各原告に係る同表「認容額」欄記載の各金員及びこれに対する平成２３年３月１１日から支払済みまで年５分の割合による金員を支払え。３前項の原告らの被告東電に対するその余の予備的請求並びに原告番号１１－１，原告番号１１－２及び原告番号１１－３の被告東電に対する予備的請求をいずれも棄却する。
４原告らの被告国に対する請求をいずれも棄却する。５訴訟費用は，被告東電に生じた費用の１００分の７６及び被告国に生じた費用を原告らの負担とし，別紙３「認容額等一覧表」「原告番号」欄記載の各原告に生じた費用の各原告に係る同表「負担割合」欄記載の割合の費用を当該各原告の負担とし，被告東電及び２項の原告らに生じたその余の費用を被告東電の負担とする。
６この判決は，２項に限り，仮に執行することができる。ただし，被告東電が同項の原告らに対し，各原告に係る別紙３「認容額等一覧表」「担保額」欄記載の各金員の担保を供するときは，その執行を免れることができる。
事実及   び理由
【目次】
第１部請求及び事案の概要
第１章請求
被告らは，別紙３「認容額等一覧表」「原告番号」欄記載の各原告に対し，連帯して各原告に係る同表「請求額」欄記載の各金員及びこれらに対する平成２３年３月１１日から各支払済みまで年５分の割合による金員を支払え。
第２章事案の概要
本件は，平成２３年３月１１日に発生した東北地方太平洋沖地震及びこれに伴う津波の影響で，被告東電が設置し運営する福島第一原子力発電所（以下「福島第一原発」という。）から放射性物質が放出される事故（以下「本件事故」という。）が発生したことにより，福島県内から千葉県内へ避難を余儀なくされたと主張する者又はその相続人である原告らが，被告東電に対しては，敷地高さを超える津波の発生等を予見しながら，福島第一原発の安全対策を怠ったと主張して，主位的には民法７０９条に基づき，予備的には原子力損害の賠償に関する法律（以下「原賠法」という。）３条１項に基づき，被告国に対しては，内閣総理大臣が福島第一原発の１号機から４号機の設置許可処分又は変更許可処分をしたこと，及び経済産業大臣が被告東電に対し電気事業法に基づく規制権限を行使しなかったことが違法であると主張して，国家賠償法（以下「国賠法」という。）１条１項に基づき，各原告番号に対応する別紙３「認容額等一覧表」「請求額」欄記載の各損害賠償金及びこれに対する平成２３年３月１１日から支払済みまで民法所定の年５分の割合による遅延損害金を連帯して支払うことを求めた事案である。
第２部前提事実（争いのない事実，後掲証拠及び弁論の全趣旨により容易に認められる事実）
第１章福島第一原発について
第１施設の概要
福島第一原発は，福島県双葉郡大熊町及び同郡双葉町にまたがり，同県いわき市の北約４０ｋｍ，同県郡山市の東約５５ｋｍ，福島市の南東約６０ｋｍに位置し，東は太平洋に面している。福島第一原発は，平成２３年３月１１日当時，６基の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を有していた。
第２設置許可処分又は変更許可処分
福島第一原発１号機ないし４号機の設置許可処分又は変更許可処分（以下「本件設置等許可処分」という。）は，以下のとおりされた。
①１号機    昭和４１年１２月１日設置許可処分
②２号機    昭和４３年３月２９日変更許可処分
③３号機    昭和４５年１月２３日変更許可処分
④４号機    昭和４７年１月１３日変更許可処分
第３施設の配置，構造等
１配置
各号機は，原子炉建屋（Ｒ／Ｂ），タービン建屋（Ｔ／Ｂ），コントロール建屋（Ｃ／Ｂ），サービス建屋（Ｓ／Ｂ），放射性廃棄物処理建屋等から構成されており，これらの建屋のうち一部については，隣接プラントと共用となっているものがある。各建屋の配置は別紙４－１「福島第一原子力発電所配置図」及び別紙４－２「福島第一原子力発電所１号機から４号機配置図」（甲イ２資料編資料Ⅱ－３及び資料Ⅱ－４）のとおりである。
２敷地高さ等
１号機から４号機の各原子炉格納容器を格納する原子炉建屋及びタービン建屋の敷地高さは，Ｏ．Ｐ．（小名浜港工事基準面）＋１０ｍであり，５号機及び６号機の各原子炉建屋を格納する原子炉建屋及びタービン建屋の敷地高さは，Ｏ．Ｐ．＋１３ｍである。
福島第一原発各号機の取水のための海水ポンプが設置されている海側部分の敷地高さは，いずれもＯ．Ｐ．＋４ｍである。
福島第一原発敷地の東側の海岸には，Ｏ．Ｐ．＋１０ｍの防潮堤が同敷地を取り囲むような三角形の二辺の形状で設置されている。
３冷却設備（甲イ２４）
沸騰水型の原子力発電所は，原子炉の核燃料棒内のウラン２３５を核分裂させて発生する核分裂エネルギーを利用して水を沸騰させ，発生した蒸気で直接タービンを回して発電する施設である。
核分裂の際に発生する核分裂生成物はその種類に応じてα線，β線，γ線などの放射線を放出して崩壊し，崩壊熱を放出する。炉心に制御棒を挿入して原子炉を停止させた場合においても，崩壊熱の発生は続くことから，燃料の損傷を防止するために炉心の冷却を続ける必要がある。そのため，原子炉施設には通常の給水系のほかに様々な注水系が備えられている。また，注水系には，原子炉が高圧の状態でも注水が可能な高圧のものと，原子炉の減圧をすることによってはじめて注水が可能となる低圧のものがある。


冷却設備の駆動源については，運転中は所内発電，運転停止時は外部からの交流電源によるモーターによって駆動される。非常用の注水系は，非常用ディーゼル発電による交流モーターによるもののほかに，高低温差による自然循環力（１号機のＩＣ）や原子炉の蒸気でタービンが駆動される電源が不要なものもある（２，３号機のＲＣＩＣ及び全号機のＨＰＣＩ）。ただし，それらの制御やバルブの開閉には交流電源，直流電源及び圧縮空気エアを必要とする。
４電源設備
（甲イ２本文編２７頁，資料Ⅱ－１２，Ⅱ－２１）
外部電源設備
（甲イ２本文編３１頁，甲イ３本文編１１１頁）
発電所の運転に必要な電気は，通常，発電所で発電された電力の一部が利用される。しかし，定期検査中及び何らかの原因で原子炉が緊急停止（スクラム）した際など発電が停止している間については，発電所で消費される電気は，外部から供給される。
福島第一原発において使用する外部交流電源は所外から供給され，主に福島第一原発の南西約９ｋｍの場所に位置する東京電力猪苗代電力所新福島変電所（以下「新福島変電所」という。）から電源供給を受けていた。１号機及び２号機には，新福島変電所から，大熊線１号線及び同２号線を通じて２７万５０００Ｖの高圧交流電源が供給されている。この高圧交流電源は，１号機の原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）の西側に設置された１・２号機超高圧開閉所（以下「１／２号開閉所」という。）により降圧され，１号機及び２号機の各タービン建屋（Ｔ／Ｂ）西側に設置された起動変圧器（ＳＴｒ１Ｓ及びＳＴｒ２Ｓ）で６９００Ｖに降圧され，１号機及び２号機の各共通金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）（常用Ｍ／Ｃの一つであり，受電した電気を大型機器等へ供給するほか，常用Ｍ／Ｃを介して，非常用Ｍ／Ｃに供給するもの。１号機の共通Ｍ／Ｃは１号機タービン建屋１階に，２号機の共通Ｍ／Ｃの一つは専用建屋１階，もう一つは２号機タービン建屋地下１階に設置されていた。）に供給されていた。
また，１号機には，予備線として，東北電力株式会社から東北電力原子力線を通じて，６万６０００Ｖの高圧交流電源が供給されており，それは，福島第一原発構内の予備変電所に設置された変圧器で６９００Ｖに降圧され，１号機の共通金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）に供給されていた。３号機及び４号機には，新福島変電所から大熊線３号線及び同４号線を通じて２７万５０００Ｖの高圧交流電源が供給されている。この高圧交流電源は，３号機の原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）の西側に設置された３・４号機超高圧開閉所（以下「３／４号開閉所」という。）により降圧され，３号機のタービン建屋（Ｔ／Ｂ）西側に設置された起動変圧器（ＳＴｒ３ＳＡ及びＳＴｒ３ＳＢ）で６９００Ｖに降圧され，３号機及び４号機の各共通金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ，３号機及び４号機のコントロール建屋（Ｃ／Ｂ）地下１階に設置されていた。）に供給されていた。
１号機用の共通金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）と２号機用との間，２号機用と３，４号機用との間は，相互に接続され，電力融通が可能であった（甲イ３資料編３２８頁，丙ハ１２の１・Ⅳ－３０頁）。
５号機及び６号機には，新福島変電所から夜の森線１号線及び同２号線を通じて６万６０００Ｖの高圧交流電源が供給されている。この高圧交流電源は，６号機原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）の西側に設置された５・６号機６６ｋＶ開閉所（以下「６６ｋＶ開閉所」という。）により降圧され，５号機及び６号機のコントロール建屋（Ｃ／Ｂ）西側に設置された起動変圧器（ＳＴｒ５ＳＡ及びＳＴｒ５ＳＢ）で６９００Ｖに降圧され，５号機及び６号機の各共通金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ，５号機及び６号機のコントロール建屋地下１階に設置されていた。）に供給されていた。
非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）
（甲イ２本文編２７頁）
非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）は，外部電源が喪失したときに原子炉施設に交流電源を供給するための予備電源設備であり，ディーゼルエンジンで駆動する発電機である。非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）は，非常用の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）に電源を供給し，外部電源が喪失した場合でも，原子炉を安全に停止するために必要な電力を供給する。本件事故の発生時点の福島第一原発には，非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）が各号機２台ずつ各号機専用として設置されていた。非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）には，海水冷却式のものと空気冷却式のものがあり，２号機Ｂ系，４号機Ｂ系及び６号機Ｂ系は空気冷却式であり，これら以外は全て海水冷却式であった（６号機にはさらに高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）用１台が設置されていた。）。
１号機，３号機及び５号機については，空冷式非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）が設置されていなかったが，１号機については２号機の空冷式非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）による電源の融通を，３号機については４号機の空冷式非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）による電源の融通を，５号機については６号機の空冷式非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）による電源の融通をそれぞれが受けることができる仕組みになっていた（甲イ２本文編４３４頁等）。
各号機に設置されている非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）の設置場所及び設置高さは，別紙５「非常用ディーゼル発電機」の「設置場所」欄記載のとおりである。
金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及びパワーセンター（Ｐ／Ｃ）
（甲イ２本文編３０頁）


金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）とは，６９００Ｖの所内高電圧回路に使用される動力用電源盤で，遮断器，保護継電器，付属計器等を収納したものであり，常用，共通及び非常用の３系統に分かれて設備されている。パワーセンター（Ｐ／Ｃ）とは，金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）から変圧器を経て降圧された４８０Ｖの所内低電圧回路に使用される動力用電源盤で，遮断器，保護継電器，付属計器を収納したものであり，常用，共通及び非常用の３系統から構成される。
常用の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及びパワーセンター（Ｐ／Ｃ）は，通常運転時に使用される設備に接続されているものであり，そのうち，隣接号機等への給電にも用いられている系統を共通系という。
非常用の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及びパワーセンター（Ｐ／Ｃ）は，外部電源が喪失した際に非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）から電気が供給され，非常時に使用する設備及び通常運転時に使用する設備のうち非常時にも使用するものに接続されている。
各号機に設置されている非常用の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）の設置場所及び設置高さは，別紙６「非常用高圧配電盤」の「設置場所」欄記載のとおりである。
第２章本件事故の概要
第１本件地震・津波の状況
（甲イ２本文編１９頁，丙イ１・１５頁）
１本件地震
平成２３年３月１１日午後２時４６分，東北地方太平洋沖地震（以下「本件地震」という。）が発生した。
本件地震の震源域は，日本海溝下のプレート境界面に沿って，南北の長さ約４５０ｋｍ，東西の幅約２００ｋｍに及ぶ。
本件地震の震源は，宮城県牡鹿半島の東南東１３０ｋｍの地点，福島第一原発からは１８０ｋｍの地点であるが，ここで発生した岩石の破壊は震源から周囲に広がり，震源の東側の日本海溝に近い，海底に近い場所で最大すべり量５０ｍ以上の極めて大きい破壊が発生した。
本件地震は，複数の震源域がそれぞれ連動して発生したマグニチュード９．０の巨大地震であり，本震規模では国内で観測された最大の地震である。福島第一原発は，本件地震により震度６強の揺れを観測した。
２本件地震に伴う津波
本件地震に伴う津波（以下「本件津波」という。）は，第１波が平成２３年３月１１日午後３時２７分頃，第２波が同日午後３時３６分頃に，福島第一原発に到達した。
本件地震は，津波の大きさから求められる津波マグニチュードで９．１とされ，本件津波は，国内で観測された津波の中で過去最大規模であった。これらの津波により，福島第一原発の海側エリア及び主要建屋エリアはほぼ全域が浸水した。福島第一原発１号機から４号機の主要建屋設置エリアの浸水高（Ｏ．Ｐ．を基準とする浸水の高さ）は，敷地高を上回るＯ．Ｐ．＋約１１．５～約１５．５ｍであった。同エリアの敷地高は，Ｏ．Ｐ．＋１０ｍであることから，浸水深（地表面からの浸水の高さ）は約１．５ｍ～約５．５ｍであった。
５号機及び６号機側主要建屋設置エリアの浸水高は，Ｏ．Ｐ．＋約１３ｍ～＋約１４．５ｍであった。同エリアの敷地高はＯ．Ｐ．＋１３ｍであることから，浸水深は約１．５ｍ以下であった。
第２本件事故の発生状況
１地震発生から津波到達前までの各号機の稼働状況等
（甲イ２本文編２８，３０頁）
平成２３年３月１１日午後２時４６分頃，本件地震が発生し，地震発生後１分以内に，１号機，２号機及び３号機の原子炉は自動停止した。４号機は，本件地震発生当時施設定期検査中であり，使用済み燃料プールには比較的崩壊熱の高い燃料が１炉心分貯蔵されていた。
また，１号機及び２号機について，大熊線１号線系統の１／２号開閉所内の遮断器の損傷，大熊線２号線系統の１／２号開閉所内遮断機及び断路器の損傷及び東北電力原子力線系統のケーブル不具合により，３号機及び４号機については，本件地震前から工事により停電していた大熊線３号線に加え，新福島変電所の遮断器のトリップにより大熊４号線からの供給も途絶したことにより，いずれの号機においても外部電源が喪失した。
このため，同日午後２時４７分頃から同日午後２時４９分頃までの間に，定期検査中であった４号機Ａ系を除いて，全ての非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）が起動し，各号機へ非常用電源が供給された。
なお，非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）が給電している非常用の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及びパワーセンター（Ｐ／Ｃ）は，地震による損傷を受けなかった。他方で，共通系を含む常用の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及びパワーセンター（Ｐ／Ｃ）は，地震発生とほぼ同時に外部電源の供給が停止されたことから，その機能を喪失するに至った。
２津波到達後の各号機の非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）の機能
（甲イ２本文編２８頁，丙ハ１２の１）
津波到達後，１号機から６号機までに設置された１３台の非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）のうち，２号機Ｂ系，４号機Ｂ系及び６号機Ｂ系を除いた全ての非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）が機能を喪失した。各非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）の被害状況は以下のとおりである。
１号機
１号機のＡ系及びＢ系は，１号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）地下１階に設置されていたことから，津波により非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）そのものが被水し，機能を喪失した。
２号機
２号機Ａ系は，２号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）地下１階に設置されていたところ，津波により非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）が被水し，機能を喪失した。また，２号機Ｂ系については，運用補助共用施設（以下「共用プール」という。）１階に設置されていたことから，非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）の被水は免れた。
３号機
３号機Ａ系及びＢ系については，３号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）地下１階に設置されていたことから，津波により非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）が被水し，機能を喪失した。
４号機


４号機Ａ系については，定期検査中であったことから，機能していない状況であった。４号機Ｂ系については，共用プール１階に設置されていたことから，非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）の被水は免れた。
５号機
５号機Ａ系及びＢ系については，５号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）地下１階に設置されており，非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）は被水しなかったものの，冷却用海水ポンプ又は電源盤の被水により機能を喪失した（丙ハ１２の１・Ⅳ―８２頁）。
６号機
６号機Ａ系及びＨＰＣＳ用については，６号機原子炉建屋附属棟地下１階に設置されており，非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）の被水は免れた。しかし，非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）の冷却に必要な冷却用海水ポンプが被水したことから機能を喪失した。Ｂ系については，ディーゼル発電機６Ｂ建屋１階に設置されており，津波による被害を受けず，機能を維持していた（乙イ２の１・３１頁）。
３津波到達後の各号機の非常用金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及び非常用パワーセ
ンター（Ｐ／Ｃ）の機能
（甲イ２本文編３０頁）
非常用金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）
１号機から６号機までに設置された１５台の非常用金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）のうち，６号機原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）に設置されていた６号機Ｃ系，Ｄ系及びＨＰＣＳ用を除く全ての金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）が津波により被水し，機能を喪失した。
パワーセンター（Ｐ／Ｃ）
１号機から６号機までに設置された１５台の非常用のパワーセンター（Ｐ／Ｃ）のうち，２号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）１階に設置されていた２号機Ｃ系及びＤ系，４号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）１階に設置されていた４号機Ｄ系，６号機原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）地下２階に設置されていた６号機Ｃ系，原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）地下１階に設置されていた６号機Ｄ系及び６号機ディーゼル発電機専用建屋地下１階に設置されていた６号機Ｅ系を除く全てのパワーセンター（Ｐ／Ｃ）が，津波により被水し，機能を喪失した。
４津波到達後の各号機の稼働状況等
（甲イ２本文編３４頁）
上記２及び３のとおり，津波到達後間もなく，非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）や電源盤の多くが津波により被水し，それらの機能を喪失するに至った結果，１号機から５号機は全交流電源を喪失するに至った。加えて，１号機，２号機及び４号機では直流電源も喪失する全電源喪失の状態となった。
１号機
１号機は，全電源喪失の状態となったことにより，制御盤上の操作による非常用復水器の弁操作ができない状態となり，高圧注水系（ＨＰＣＩ）も起動不能となった。また，この時期に原子炉格納容器冷却系，機器の冷却に必要な非常用海水系も機能喪失し，炉心の冷却が不可能となった。（甲イ２本文編９２～９３頁，丙ハ１２の２Ⅱ－６６頁）
平成２３年３月１１日午後５時３０分頃までには，炉心上部が露出し，更にその１時間後には炉心損傷が始まり，水素の発生も起こり始めていた（甲イ１・１４６頁，丙ハ１２の１・Ⅳ－４０頁）。さらに同日午後９時５０分頃，放射性物質が，充満した原子炉格納容器から原子炉建屋への流出を既に開始していた（甲イ１・１４５～１４６頁）。
同月１２日午後３時３６分頃，水素ガスによる爆発が原子炉建屋内で起き，原子炉建屋の屋根及び最上階の外壁が吹き飛び，原子炉建屋内に充満していた放射性物質も拡散した（甲イ２本文編１６５頁，甲イ３本文編６２頁）。
２号機
２号機は，同月１１日午後３時３６分頃から，津波の影響を受けて，残留熱除去系（ＲＨＲ）ポンプが運転を順次停止したことにより，残留熱除去系の機能が喪失，崩壊熱を最終ヒートシンクである海に移行させることができない状態となった。さらに，同月１４日午後１時２５分頃，原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）が停止した。同日午後６時２２分には，炉心が完全に露出したが，その後，消防車による海水の注入が開始され，原子炉圧力の上昇と降下が反復され，同日午後９時２０分に２台の逃し安全弁（ＳＲ弁）を開くことで原子炉の減圧を加速し，これが効を奏して原子炉圧力容器への注水が進むようになった（甲イ１・１４９～１５０頁，丙ハ１２の１・Ⅳ―５１～５２頁）。
３号機
３号機は，同月１１日午後３時３８分頃から，津波の影響を受けて，残留熱除去系（ＲＨＲ）ポンプが運転を順次停止したことにより，残留熱除去系の機能が喪失，崩壊熱を最終ヒートシンクである海に移行させることができない状態となった。３号機は，バックアップ用の蓄電池により，他号機と比較して長時間，直流電源を要する負荷（原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）弁や記録計等）に電流を供給した。
しかし，原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）が，同月１２日午前１１時３６分に停止し，同日午後零時３５分に高圧注水系（ＨＰＣＩ）が自動起動したが，それも同月１３日午前２時４２分に停止した。そのため，原子炉への注水手段がなくなり，原子炉圧力が急上昇し，同日午前４時１５分頃には炉心の露出が始まった。同日午前９時２５分頃から消防車による注水が開始されたものの，同月１４日午前１１時１分，原子炉建屋上部での水素爆発と思われる爆発が発生し，オペレーションフロアから上部全体とオペレーションフロア１階下の南北の外壁及び廃棄物処理建屋が損壊した。これらの過程で放射性物質が放出された。（甲イ１・１４８頁，丙ハ１２の１・Ⅳ―６３頁）
４号機


４号機は，定期検査中であり，原子炉内から全燃料を使用済燃料プールに取り出した状態であった。４号機は，津波の影響により全交流電源喪失の状態となり，使用済燃料プールの冷却機能及び補給水機能が喪失した。これにより，同月１４日午前４時８分には水温が摂氏８４度に上昇し，同月１５日午前６時頃，原子炉建屋において水素爆発と思われる爆発が発生し，オペレーションフロア１階下から上部全体と西側と階段沿いの壁面が損壊した。
（丙ハ１２の１・Ⅳ―７６頁）
第３章本件設置等許可処分時から本件事故当時までの関連法令等（改正経過含む。）
（甲イ１，甲イ２，丙ハ１２の１）
第１原子力関連法令（以下においては，特に断りのない限り，平成１８年末時点の法令に基づく説明である。）
１概要
我が国の原子力安全に関する法体系は，我が国の原子力利用に関する基本的理念を定義する原子力基本法の下，原子力安全規制に関する法律として，核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「炉規法」という。），電気事業法，放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律等が整備されている。また，原子力防災体制に関する法律として，原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）等の必要な法律が整備されている。法律以外にも，原子力委員会又は原子力安全委員会が安全審査を行う際に用いるために策定された各種指針類があり，それは規制機関の安全審査においても用いられていた。（甲イ１・５３１頁，甲イ２本文編３６３頁）
２原子力基本法
原子力基本法は，昭和３０年１２月１９日に公布された，我が国の原子力利用に係る基本となる法律である。この法律の目的は，「原子力の研究，開発及び利用を推進することによって，将来におけるエネルギー資源を確保し，学術の進歩と産業の振興とを図り，もって人類社会の福祉と国民生活の水準向上とに寄与すること」（同法１条）である。この法律の中で，我が国の原子力利用の基本方針について，「原子力の研究，開発及び利用は，平和の目的に限り，安全の確保を旨として，民主的な運営の下に，自主的にこれを行うものとし，その成果を公開し，進んで国際協力に資するものとする」（同法２条）と規定している。
また，原子力行政の民主的な運営を図るために，原子力委員会及び原子力安全委員会を設置することを規定し（同法４条），原子炉の建設等，核燃料物質の使用等を行うに当たり，別に法律で定める政府の規制に従わなければならないこと等が規定されており（同法１０条，１４条），これに基づき，原子炉の建設等を行うに当たっては，炉規法及び電気事業法により規制されている。３炉規法（以下，特に区別する場合には，昭和５２年１１月２５日法律第８０号による改正前の炉規法については「処分時炉規法」といい，平成１８年６月２日号外法律第５０号による改正前のものについては「旧炉規法」という。）
目的等
炉規法は，昭和３２年６月１０日に公布された，我が国における原子炉等の安全規制を包括的に取り扱う法律である。
この法律は，原子力基本法の精神にのっとり，核原料物質，核燃料物質及び原子炉の利用が平和の目的に限られ，かつ，これらの利用が計画的に行われることを確保するとともに，これらによる災害を防止し，及び核燃料物質を防護して，公共の安全を図るために，製錬，加工，貯蔵，再処理及び廃棄の事業並びに原子炉の設置及び運転等に関する必要な規制等を行うほか，原子力の利用等に関する条約その他の国際約束を実施するために，国際規制物資の使用等に関する必要な規制を行うことを目的とする（同法１条）。
発電の用に供する原子炉の設置の許可
炉規法では，「発電の用に供する原子炉」（以下「実用発電用原子炉」という。）については，経済産業大臣が所管し，設置の許可，保安規定の認可，保安検査，原子炉の廃止などの安全規制の手続や許認可の基準などが定められているほか，同法の定めに従わなかった場合における運転停止や許可の取消しなどの行政処分や罰則についても規定されている。原子炉設置許可の基準としては，①原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないこと，②その許可をすることによつて原子力の開発及び利用の計画的な遂行に支障を及ぼすおそれがないこと，③原子炉を設置するために必要な技術的能力及び経理的基礎があり，かつ，原子炉の運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があること，④原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質，核燃料物質によつて汚染された物又は原子炉による災害の防止上支障がないものであること，の４点が求められている（２４条１項）。
そして，原子炉設置を許可するに当たっては，２４条２項において，経済産業大臣が，あらかじめ，原子炉を設置及び運転に係る技術的能力及び原子炉施設の位置，構造及び設備が原子炉による災害の防止上支障がないものであることに関する基準の適用については原子力安全委員会の意見を聴かなければならないと規定しており，昭和５３年の原子力安全委員会の発足と本項の改正が行われてからは，規制行政庁による安全審査（一次審査）が行われた後，原子力安全委員会による安全審査（ダブルチェック）が行われるようになり，それぞれの安全審査において原子力安全委員会が定める各種指針類（後記７）への適合性が審査されていた。
なお，処分時炉規法では，内閣総理大臣が原子炉設置許可を与えていた（処分時炉規法２３条１項）。
（丙ハ１２の１・Ⅱ－２頁）
４電気事業法
目的等
電気事業法は，昭和３９年７月１１日に公布された法律で，原子力発電のほか，火力発電，水力発電などにも適用される，我が国の電気事業を包括的に規制する法律である。その目的は，「電気事業の運営を適正かつ合理的ならしめることによつて，電気の使用者の利益を保護し，及び電気事業の健全な発達を図るとともに，電気工作物の工事，維持及び運用を規制することによつて，公共の安全を確保し，及び環境の保全を図ること」（同法１条）である。
炉規法との関係
実用発電用原子炉は，炉規法による規制のほか，電気事業の一形態として，電気事業法による規制も受けている。
電気事業の用に供する原子炉施設については，炉規法７３条において，同法２７条から２９条までの設計及び工事方法の認可，使用前検査，溶接検査及び施設定期検査の規定の適用が除外され，これに相当する電気事業法に基づく規制が適用されていた。
技術基準適合維持義務，技術基準適合命令
事業者の技術基準適合維持義務（３９条１項）
電気事業法３９条１項は，「事業用電気工作物を設置する者は，事業用電気工作物を経済産業省令で定める技術基準に適合するように維持しなければならない。」と規定し，電気事業者に対し，技術基準適合維持義務を課している。


そして，同条２項は，その基準について，①事業用電気工作物は，人体に危害を及ぼし，又は物件に損傷を与えないようにすること（同項１号），②事業用電気工作物は，他の電気的設備その他の物件の機能に電気的又は磁気的な障害を与えないようにすること（同項２号），③事業用電気工作物の損壊により一般電気事業者の電気の供給に著しい支障を及ぼさないようにすること（同項３号），④事業用電気工作物が一般電気事業の用に供される場合にあっては，その事業用電気工作物の損壊によりその一般電気事業に係る電気の供給に著しい支障を生じないようにすること（同項４号）を基準として掲げていた（なお，平成７年法律第７５号による改正前は同法４８条１項・２項に技術基準適合義務に関する同様の規定が置かれていた。）。
これを受けて「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」（昭和４０年通商産業省令第６２号。以下「省令６２号」という。）が定められ，電気事業者には，設計，建設段階のほか運転段階においても省令６２号に適合するように維持することが義務付けられていた。
技術基準適合命令（４０条）
電気事業法４０条は，「経済産業大臣は，電気事業の用に供する電気工作物が前条第１項の経済産業省令で定める技術基準に適合していないと認めるときは，事業用電気工作物を設置する者に対し，その技術基準に適合するように事業用電気工作物を修理し，改造し，若しくは移転し，若しくはその使用を一時停止すべきことを命じ，又はその使用を制限することができる。」と規定しており，経済産業大臣は，同法４０条に基づき，電気事業の用に供する事業用電気工作物が技術基準に適合していないと認めるときは，電気工作物の修理，改造，移転のほか，使用の一時停止，使用の制限を命令することができるとしていた（なお，平成７年法律第７５号による改正前は４９条が同趣旨の規定であった。）。電気事業の用に供する原子炉施設については，工事計画の認可を受け，又は使用前検査に合格した場合には，その時点では技術基準に適合しないものではないとされるが，設置又は変更の工事後の周囲の環境の変化や電気工作物の損耗等により技術基準に適合しなくなったにもかかわらず，そのまま放置される場合などには，技術基準に適合するように監督する必要があることから設けられた規定である。
省令６２号以外の技術基準
電気事業法を受けた省令等で，原子炉施設の安全規制に関するものは，前記の省令６２号のほかに，「電気事業法施行規則」，「発電用核燃料物質に関する技術基準を定める省令」，「発電用原子力設備に関する放射線による線量等の技術基準」である（丙ハ１２の１・Ⅱ－２頁）。
５原災法
原災法は，平成１１年１２月１７日に公布された法律であり，その目的は，原子力災害の特殊性に鑑み，原子力災害の予防に関する原子力事業者の義務等，原子力緊急事態宣言の発出及び原子力災害対策本部の設置等並びに緊急応急対策の実施その他の原子力災害に関する事項についての特別の措置を定めることにより，炉規法，災害対策基本法その他原子力災害の防止に関する法律と相まって，原子力災害に対する対策の強化を図り，もって原子力災害から国民の生命，身体及び財産を保護することにある（１条）。
なお，一般的な災害対策については，災害対策基本法が規定しており，同法に基づき中央防災会議が置かれ，防災基本計画の作成や防災に関する重要事項の審議が行われている。（丙ロ２・５８頁）
６原賠法
原賠法は，昭和３６年６月１７日に公布された法律であり，その目的は，「原子炉の運転等により原子力損害が生じた場合における損害賠償に関する基本的制度を定め，もつて被害者の保護を図り，及び原子力事業の健全な発達に資すること」にある（１条）。
原賠法においては，被害者に原子力事業者の故意・過失を立証させることは被害者保護に欠けることになるとの観点から，原子力事業者に故意・過失がなくとも，原子炉の運転等に起因する原子力損害に関しては原子力事業者が賠償責任を負うという無過失責任が定められている（３条）。また，原子力損害に関しては原子力事業者以外の者は責任を負わないことが定められ（４条），原子力事業者は損害賠償に充てるべき財政的措置を講じることが義務付けられており（６条），一定の場合には，政府が，原子力事業者が損害を賠償するために必要な援助を行うこと（１６条１項）が定められている。
７安全審査に関する各種指針
前記のとおり炉規法２４条２項は，主務大臣が原子炉設置許可をする場合においては，あらかじめ，同条１項各号に規定する基準の適用について，原子力委員会又は原子力安全委員会の意見を聴かなければならないとしており，安全審査を行う際に用いる審査基準として原子力委員会が各種指針類を策定していた。これらの指針類のうち，発電用軽水型原子炉施設などに関係するものは以下のとおりである（丙ハ１１・原子力安全委員会審査指針集（指針類の分野別一覧等））。
立地に関する指針
原子炉立地審査指針及びその適用に関する判断のめやすについて
設計に関する指針
発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針
発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針
発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針
安全評価に関する指針
発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針
線量目標値に関する指針
発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針
第２規制機関（平成１８年末時点）
我が国の発電用原子炉施設の安全規制事務は，経済産業大臣が所管しており，その安全規制は，同大臣の付託を受けて，経済産業省資源エネルギー庁の特別の機関として，発電用原子炉施設の安全確保等のために平成１３年１月に設置された原子力安全・保安院（以下「保安院」という。）が行っており，資源エネルギー庁の関与を受けることなく，独立して意思決定し，又は同大臣に対してその意思決定の案を諮ることができた。
これらの規制当局が行う安全規制について，内閣府に設置された原子力安全委員会がその適切性を第三者的に監査・監視しており，必要な場合には，内閣総理大臣を通じて，規制当局への勧告ができる権限を有していた。また，保安院の技術支援機関として，独立行政法人原子力安全基盤機構（ＪＮＥＳ，以下「原子力安全基盤機構」という。）があり，法律に基づく原子力施設の検査を保安院と分担して実施するほか，保安院が行う原子力施設の安全審査や安全規制基準の整備に関する技術的支援を行っていた。（甲イ２本文編３６９頁，丙ハ１２の１・Ⅱ－３頁）
第３法規制の変遷
１省令６２号


本件設置等許可処分時及び平成１８年末時点での省令６２号の主な規定は以下のとおりである。
本件設置等許可処分時平成１８年末時点
（防護施設の設置等）
第４条原子炉およびその付属設備
（以下「原子炉施設」という。）な
らびに一次冷却材により駆動される
（防護措置等）
第４条原子炉施設並びに一次冷却
材又は二次冷却材により駆動される
蒸気タービン及びその附属設備が想
蒸気タービンおよびその付属設備が
地すべり，断層，なだれ，洪水，津
波もしくは高潮，基礎地盤の不同沈
下または火災等により損傷を受ける
おそれがある場合は，防護施設の設
置，基礎地盤の改良その他の適切な
措置を講じなければならない。
定され   る自然   現象（   地すべ   り，断層，なだれ，洪水，津波，高潮，基
礎地盤   の不同   沈下等   をいう   。ただし，地震を除く。）により原子炉の
安全性   を損な   うおそ   れがあ   る場合
は，防護措置，基礎地盤の改良その
他の適切な措置を講じなければなら
ない。
２周辺監視区域に隣接する地域に
事業所，鉄道，道路等がある場合に
おいて，事業所における火災又は爆
発事故，危険物を搭載した車両等の
事故等により原子炉の安全性が損な
われないよう，防護措置その他の適
切な措置を講じなければならない。
３航空機の墜落により原子炉の安
全性を損なうおそれがある場合は，
防護措置その他の適切な措置を講じ
なければならない。
（耐震性）
第５条原子炉ならびに一次冷却材
により駆動される蒸気タービンおよ
びその付属設備は，これらに作用す
る地震力による損壊により公衆に放
射線障害を及ぼさないように施設し
（耐震性）
第５条原子炉施設並びに一次冷却
材又は二次冷却材により駆動される
蒸気タービン及びその附属設備は，
これらに作用する地震力による損壊
により公衆に放射線障害を及ぼさな
なければならない。
２前項の地震力は，原子炉施設な
らびに一次冷却材により駆動される
蒸気タービンおよびその付属設備の
構造ならびにこれらが損壊した場合
における災害の程度に応じて，基礎
地盤の状況，その地方における過去
の地震記録に基づく震害の程度，地
震活動の状況等を基礎として求めな
ければならない。
いように施設しなければならない。
２（変更なし）
（安全設備）
第８条の２第２条第８号ハ（安全
保護装置）及びホ（非常用電源設備
及びその附属設備）に掲げる安全設
備は，当該安全設備を構成する機械
器具の単一故障（単一の原因によつ
て一つの機械器具が所定の安全機能
を失うことをいう。以下同じ。）が
生じた場合であって，外部電源が利
用できない場合においても機能でき
るよう   に，構   成する   機械器   具の機
能，構造及び動作原理を考慮して，
多重性又は多様性，及び独立性を有
するよ   うに施   設しな   ければ   ならない。
（非常用予備動力設備等）
第３３条原子力発電所には，当該
原子力発電所に連けいされている送
電線および当該原子力発電所におい
て常時使用されている発電機からの
電気供給が停止した場合において保
安を確保するために必要な装置の機
能を維持するため，内燃機関を原動
力とする発電設備またはこれと同等
以上の機能を有する非常用予備動力
装置を施設しなければならない。
２原子力発電所の保安を確保する
ため特に必要な装置には，無停電電
源装置またはこれと同等以上の機能
を有する装置を施設しなければなら
ない。
（保安電源設備）
第３３条原子力発電所に接続する
電線路のうち少なくとも二回線は，
当該原子力発電所において受電可能
なものであつて，使用電圧が六万ボ
ルトを   超える   特別高   圧のも   のであ
り，かつ，それにより当該原子力発
電所を電力系統に連系するように施
設しなければならない。
２原子力発電所には，前項の電線
路及び当該原子力発電所において常
時使用されている発電機からの電気
の供給が停止した場合において保安
を確保するために必要な装置の機能
を維持するため，内燃機関を原動力
とする発電設備又はこれと同等以上
の機能を有する非常用予備動力装置
を施設しなければならない。
３原子力発電所の保安を確保する
ため特に必要な設備には，無停電電
源装置又はこれと同等以上の機能を
有する装置を施設しなければならな
い。
４非常用電源設備及びその附属設
備は，多重性又は多様性，及び独立
性を有し，その系統を構成する機械
器具の単一故障が発生した場合であ
つても，運転時の異常な過渡変化時
又は一次冷却材喪失等の事故時にお
いて工学的安全施設等の設備がその
機能を確保するために十分な容量を
有するものでなければならない。
５原子力発電所には，短時間の全
交流動力電源喪失時においても，原
子炉を安全に停止し，かつ，停止後
に冷却するための設備が動作するこ
とができるよう必要な容量を有する
蓄電池   等を施   設しな   ければ   ならない。
２各種指針類
上記第１の７のとおり各種指針類が定められているが，そのうち，福島第一原発１号機から３号機までの設置許可における安全審査で用いられた指針は，昭和３９年５月２７日に原子力委員会によって策定された「原子炉立地審査指針」（以下「昭和３９年原子炉立地審査指針」という。丙ハ１，１の２）であり，同４号機の設置許可における安全審査で用いられた指針は，昭和３９年原子炉立地審査指針及び昭和４５年４月１８日に動力炉安全基準専門部会によって策定され同月２３日に原子力委員会においても了承された「軽水炉についての安全設計に関する審査指針」（以下「昭和４５年安全設計審査指針」という。丙ハ２）であった。
各指針の内容及び変遷については以下のとおりである。
昭和３９年原子炉立地審査指針
（丙ハ１，１の２）


同指針は，万一の事故に関連してその立地条件の適否を判断するための原子炉立地審査指針を定めるとともに，当該指針を適用する際に必要な放射線量等に関する暫定的な判断のめやすを定めるものである。基本的な考え方として，原子炉は，どこに設置されるにしても，事故を起こさぬように設計，建設，運転及び保守を行わなければならないことは当然のことであるが，なお万一の事故に備え，公衆の安全を確保するためには，原則的立地条件として，①大きな事故の誘因となるような事象が過去においてなかったことはもちろんであるが，将来においてもあるとは考えられないこと，また，災害を拡大するような事象も少ないこと，②原子炉は，その安全防護施設との関連において十分に公衆から離れていること，③原子炉の敷地は，その周辺も含め，必要に応じ公衆に対して適切な措置を講じ得る環境にあることを挙げる。また，基本的目標として，ａ敷地周辺の事象，原子炉の特性，安全防護施設等を考慮し，技術的見地からみて，最悪の場合には起こるかもしれないと考えられる重大な事故（以下「重大事故」という。）の発生を仮定しても，周辺の公衆に放射線障害を与えないこと，ｂさらに重大事故を超えるような技術的見地からは起こるとは考えられない事故（以下「仮想事故」という。）（例えば，重大事故を想定する際には効果を期待した安全防護施設のうちのいくつかが動作しないと仮想し，それに相当する放射性物質の放散を仮想するもの）の発生を仮想しても，周辺の公衆に著しい放射線災害を与えないこと，ｃなお，仮想事故の場合にも，国民遺伝線量に対する影響が十分に小さいことを挙げている。
安全設計審査指針
昭和４５年安全設計審査指針
（丙ハ２）
同指針は，敷地の自然条件に対する設計上の考慮及び耐震設計についての指針を定めた上で，炉心設計，計測制御設備，原子炉冷却材圧力バウンダリ（原子炉圧力容器及び付属物等を指す。），工学的安全施設，非常用電源設備，核燃料貯蔵施設，放射性廃棄物処理施設及び放射線監視施設についての設計に係る審査基準を定めている。
「敷地の自然条件に対する設計上の考慮」（指針２．２）同指針は，「敷地の自然条件に対する設計上の考慮」として，①「当該設備の故障が，安全上重大な事故の直接原因となる可能性のある系および機器は，その敷地および周辺地域において過去の記録を参照にして予測される自然条件のうち最も苛酷と思われる自然力に耐え得るような設計であること」，②「安全上重大な事故が発生したとした場合，あるいは確実に原子炉を停止しなければならない場合のごとく，事故による結果を軽減もしくは抑制するために安全上重要かつ必須の系及び機器は，その敷地および周辺地域において，過去の記録を参照にして予測される自然条件のうち最も苛酷と思われる自然力と事故荷重を加えた力に対し，当該設備の機能が保持できるような設計であること」を求めている。その解説（動力炉安全設計審査指針解説）においても，「予測される自然条件」とは，敷地の自然環境を基に，地震，洪水，津浪，風（または台風）凍結，積雪等から適用されるものをいい，「自然条件のうち最も苛酷と思われる自然力」とは，対象となる自然条件に対応して，過去の記録の信頼性を考慮の上，少なくともこれを下回らない苛酷なものを選定して設計基礎とすることをいうとされている。
「耐震設計」（指針２．３）
同指針は，「耐震設計」として，原子炉施設が，その系及び機器が地震により機能の喪失や破損を起こした場合の安全上の影響を考慮して重要度により適切に耐震設計上の区分がなされ，それぞれ重要度に応じた適切な設計であることを求めている（丙ハ２・３頁）。同解説では，耐震設計について，「重要度により適切に耐震設計上の区分がなされ」とは，すなわち，①その機能喪失が原子炉事故を引き起こすおそれのあるもの，及び原子炉事故の際に放射線障害から公衆を守るために必要なもの（Ａクラス），②高放射性物質に関連するものでＡクラスに属する以外のもの（Ｂクラス）及び③Ａクラス及びＢクラスに属する以外のもの（Ｃクラス）により，建物，機器設備が分類されることを指し，Ａクラスのうち原子炉格納容器，原子炉停止装置は，Ａクラスに適用される地震力を上回る地震力について機能の維持が出来ることを検討することを求めている。
非常用電源設備（指針７）
同指針は，「非常用電源設備」については，単一動的機器の故障を仮定しても，工学的安全施設や安全保護系等の安全上重要かつ必須の設備が，所定の機能を果たすに十分な能力を有するもので，独立性及び重複性を備えた設計であることを求めている。
同解説では，①「単一動的機器の故障」の対象には，非常用内部電源設備では，これを構成する遮断器，制御回路の操作スイッチ，リレー，非常用発電機等のうちいずれか一つのものの不作動や故障をとるものとされ，②「所定の機能を果たすに十分な能力を有するもの」とは，原子炉緊急停止系，工学的安全施設等の事故時の安全確保に必要な設備を，それぞれが必要な時期に要求される機能が発揮できるように作動させるような容量を具備することをいい，③「独立性及び重複性」とは，単一動的機器の故障を仮定した場合にも，要求される安全確保のための機能が害されることのないよう，非常用発電機を２台とするなどにより，十分な能力を有する系を２つ以上とし，かつ，一方が不作動となるような不利な状況下においても，他方に影響を及ぼさないように回路の分離，配置上の隔離などによる独立性の確保が設計基礎とされることをいうとされる。
平成１３年安全設計審査指針の策定（発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針）
（丙ハ６７）
指針の改定経緯
昭和４５年安全設計審査指針は，その後の技術的知見の進展を踏まえ，昭和５２年６月に廃止され，新たに「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」が定められた（甲イ１６）。同指針９において，「電源喪失に対する設計上の考慮」として，短時間の全動力電源喪失に対して，原子炉を安全に停止し，かつ，停止後の冷却を確保できる設計であることとされ，その解説において，長時間にわたる電源喪失は，送電系統の復旧又は非常用ディーゼル発電機の修復が期待できるので考慮する必要がないとされた。
その後，軽水炉の技術の改良及び進歩には著しいものがあり，米国で発生したスリーマイルアイランド原子力発電所の事故等の様々な事象から得られた教訓や，軽水炉に関する経験の蓄積を踏まえ，平成２年８月３０日付け原子力安全委員会決定により全面改訂がされた。なお，平成２年に改訂された上記安全設計審査指針は，平成１３年３月２９日に国際放射線防護委員会による１９９０年勧告を受けて一部改訂がされた（以下「平成１３年安全設計審査指針」という。）が，その内容に大きな変更はない。
指針の内容


平成１３年安全設計審査指針は，発電用軽水型原子炉に関する経験と最新の技術的知見に基づき，発電用軽水型原子炉に係る安全審査に当たって確認すべき安全設計の基本方針を定めたものである。同指針は，原子炉施設全般（指針１ないし１０），原子炉及び原子炉停止系（指針１１ないし１８），原子炉冷却系（指針１９ないし２７），原子炉格納容器（指針２８ないし３３），安全保護系（指針３４ないし４０），制御室及び緊急時施設（指針４１ないし４６），計測制御系及び電気系統（指針４７ないし４８），燃料取扱系（指針４９ないし５１）,放射性廃棄物処理施設（指針５２ないし５５），放射線管理（指針５６ないし５９）から構成されている。
同指針２７では「電源喪失に対する設計上の考慮」として，原子炉施設は，短時間の全交流動力電源喪失に対して，原子炉を安全に停止し，かつ，停止後の冷却を確保できる設計であることを規定した。その解説において，長時間にわたる全交流動力電源喪失は，送電線の復旧又は非常用交流電源設備の修復が期待できるので考慮する必要はないとされた（丙ハ６７・２２頁）。
耐震設計審査指針
平成１３年耐震設計審査指針
（甲イ１・６８頁）
発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針は，発電用軽水型原子炉施設の設置許可申請に係る安全審査のうち，耐震安全性の確保の観点から耐震設計方針の妥当性について判断する際の基礎を示すことを目的として昭和５３年９月２９日に原子力委員会が定めたものである。その後，昭和５６年７月２０日の改訂において静的地震力の算定法等について見直しを行い，さらに，平成１３年３月２９日に国際放射線防護委員会による１９９０年勧告を受けて一部改訂がされたが，その内容に大きな変更はない（以下平成１３年３月２９日に改訂された耐震設計審査指針を「平成１３年耐震設計審査指針」という。）。同指針には，地震随伴現象に対する規定は存在しなかった。
平成１８年耐震設計審査指針
（甲イ２本文編３８４頁，甲ロ６）
策定経緯
原子力安全委員会は，昭和５６年以降の地震学及び地震工学に関する新たな知見の蓄積等を踏まえ，平成１３年６月，原子力安全基準専門部会に対し，耐震安全性に係る安全審査指針類について必要な調査審議を行い，結果を報告するよう指示した。これを受けて，同年７月，同部会に耐震指針検討分科会が設置され，耐震設計審査指針の改定作業に着手し，平成１８年９月１９日，原子力安全委員会において，新たな耐震設計審査指針が決定された（以下「平成１８年耐震設計審査指針」ともいう。）。
指針の内容等
平成１８年耐震設計審査指針は，平成１３年耐震設計審査指針から，基準地震動についての策定方法が高度化され，耐震安全に係る重要度分類の見直し等が行われた。
同指針３「基本設計」の解説において，耐震設計用の地震動の作成において，地震学の見地から，「残余のリスク」があると明記された。ここでの残余のリスクとは，策定された地震動を上回る地震動の影響が施設に及ぶことにより，施設に重大な損傷事象が発生すること，あるいはそれらの結果として周辺公衆に対して放射線被ばくによる災害を及ぼすリスクのことをいう。
同指針８「地震随伴現象に対する考慮」として，施設の供用期間中に極めてまれであるが発生する可能性があると想定することが適切な津波によっても施設の安全機能が重大な影響を受けるおそれがないことを十分考慮した上で設計されなければならないと規定した。第４章国内外の原子力発電所事故及び地震・津波・シビアアクシデントに関する
知見の進展
第１過去の国内外の原子力発電所事故
１スリーマイルアイランド原子力発電所事故
昭和５４年３月２８日，米国ペンシルバニア州スリーマイル島上の原子力発電所２号炉（加圧水型原子炉（ＰＷＲ））が，給水喪失という事象から炉心損傷にまで至った。事故の重大さを０から７の８段階にレベル分けした国際原子力事象評価尺度（ＩＮＥＳ）のレベルは５（広範囲な影響を伴う事故）とされた。この事故における核燃料の損傷により，大量の放射性物質が一次冷却水中に漏出され，環境へ放出された。
２チェルノブイリ原子力発電所事故
昭和６１年４月２６日，当時のソビエト連邦ウクライナ共和国のチェルノブイリ発電所４号炉において，原子炉出力が異常に上昇し，燃料の過熱，激しい蒸気の発生，圧力管の破壊，原子炉と建屋の構造物の一部破損，燃料及び黒鉛ブロックの一部飛散，火災に進み放射性物質がウクライナ，ベラルーシ，ロシア等へ飛散し，半径３０ｋｍ圏内の住民約１３万５０００人が避難した。ＩＮＥＳのレベルは７（深刻な事故）とされた。
３フランスのルブレイエ原子力発電所事故
平成１１年１２月２７日，フランスのルブレイエ原子力発電所において，暴風雨の影響で外部電源が失われ，非常用電源が起動したが，高潮と満潮が重なりジロンド河口に波が押し寄せた結果，河川が増水し，川の水が洪水防水壁を越えて浸入し，１号機と２号機でポンプと電源設備が浸水して冷却機能が喪失した。直流電源の稼働が可能であり，また，当時停止していた４号機の再起動等で所内の電源は復旧し，過酷事故には至らなかった。洪水防水壁は最大潮位を考慮していたが，これに加わる波の動的影響を考慮していなかったために洪水防止壁が押し流されたことが原因だと分析された。
４馬鞍山原子力発電所の全交流電源喪失事故
平成１３年３月１８日，台湾南端にある馬鞍山原子力発電所において全交流電源喪失事故が発生した。これは，３４５ｋＶの外部電源が塩分を含む霧によって不安定になり，過電圧・過電流によって，非常用電源母線（電流を分配する太い幹線）につながる遮断器が焼損・地絡（アース，大地と電気的接続が生ずること）が発生し，外部電源が切り離されたために２系統ある非常用母線がいずれも外部電源喪失に至り，さらに非常用ディーゼル発電機の起動失敗により，全交流電源喪失に至った事故である。


５スマトラ沖津波によるインドのマドラス原子力発電所の非常用海水ポンプ水没平成１６年１２月２６日，スマトラ沖地震が発生した。インド南部の海岸線にあるマドラス原子力発電所において，２号炉は当時ほぼ定常運転中であったところ，取水トンネルを通って海水がポンプハウス内に入り込み，水が復水器冷却ポンプの途中までに上昇したため，当該ポンプが停止した。コントロール室で海水の異常を知らせる警報が鳴り，担当者が手動でタービンを停止し，その結果原子炉も停止した。停止したポンプは，復水器冷却ポンプの全て，１台を除くプロセス海水ポンプの全て，非常用プロセス海水ポンプの全てであった。１台のプロセス海水ポンプは運転可能であってプロセス水熱交換機の冷却水を供給したこと，外部電源は利用可能であったこと，敷地は海面から約６ｍ，コントロール室等の主要部分はそれより約２０ｍ高いところにあったこと等から，それ以上の被害はなかった。
第２地震・津波に関する主たる知見の進展（平成１８年まで）
１地震・津波に関する一般的知見
（丙ロ２）
地震
地震の定義等
地震とは，岩盤に力が加わったことにより蓄積されたひずみを開放するために，ある面（断層面）を境に急速にずれ動く断層運動という形で岩盤が破壊する現象のことをいう。（１６，２８頁）震源とは，上記の破壊が最初に発生した地点をいい，震央とは，地下の震源を真上の地表へ投影した位置のことをいう。
震源で発生した破壊は周囲へと伝わり，ある範囲で破壊は止まるが，破壊が及んだ範囲のことを震源断層といい，震源断層を含む破壊が広がった領域のことを震源域という。（１６頁）
マグニチュードとは，断層運動によって放出された地震波のエネルギーの大きさ（地震の規模）を表したものである。（１７頁）また，断層運動の形状や生成過程についてのモデルのことを断層モデルという。断層モデルは，断層面の向きや傾き，大きさ，断層面上でのずれの量，破壊の進行速度などの断層パラメーター（媒介変数）で表現される。なお，断層モデルを津波の原因（波源）を説明するためのモデルとして用いる場合には，波源モデルと呼ぶことがある（丙ロ１）。
日本列島やその周辺で発生する地震
日本列島やその周辺で発生する地震には，大きく分けて，プレート境界付近で発生する地震（「プレート間地震」，「沈み込むプレート内の地震」），と陸のプレートの浅い部分で起こる地震とに分けられる。
プレート境界付近で発生する地震（３１頁）
地球の表面は十数枚の巨大な板状の岩盤（プレート，リソスフェア）で覆われており，それぞれが別の方向に年間数ｃｍの速度で移動している（プレート運動）。
日本列島の太平洋側の日本海溝では，海のプレートが陸のプレートの下に沈み込み，陸のプレートの先端部も常に内陸側に引きずり込まれる。陸のプレートと海のプレートとが接する部分がひずみに耐えきれなくなると，そこを巨大な断層面として陸のプレートの先端が跳ね上がるような断層運動が起き，地震が発生する。これをプレート間地震という。また，海のプレート内部に蓄積されたひずみにより，プレート内部で大規模な断層運動が生じて地震が発生することもある。これを沈み込むプレート内の地震という。
なお，海溝付近のプレート境界やプレート内部で発生する大地震のことを海溝型地震と総称している。（５９頁）
陸のプレートの浅い部分で起こる地震（３２頁）
日本列島が位置する陸のプレートでは，プレート運動による間接的なひずみが岩盤に蓄積され，地下数ｋｍから２０ｋｍ程度までの浅い部分で断層運動が起こり，地震が発生する。これを陸のプレートの浅い部分で起こる地震という。
津波
（丙ロ２・２０頁，３８頁）
津波
津波は，海域で発生するプレート間地震などによる海底の変動により発生する。すなわち，地震が発生すると，地震の震源域では，断層面を境にして地盤がずれることにより，海底が急激に隆起又は沈降すると，その上にある海水も同じだけ上下に移動するが，この海水を海水の重力により復元しようとする動きが津波となって周囲へも伝わる。
津波の大きさ
このように津波は，海底の隆起又は沈降により，その海域の海水が持ち上げられたり沈み込んだりすることによって発生するため，津波の高さは，海底の隆起・沈降の大きさによって決まる。そして，地震は，岩盤がずれ動くことで起こるが，このずれ動く長さ，すなわち「すべり量」が大きいほど，海底の隆起・沈降も大きくなりやすい。したがって，この「すべり量」が大きければ津波も大きくなるという関係に立つ。
なお，津波が陸地の沿岸部に到達したときの波高は，地震の規模だけではなく，海底地形や海岸線の形に大きく影響を受ける。
津波の高さ，浸水高及び遡上高
（甲ロ７４の２）
津波の高さ（津波高）とは，平均潮位（津波がない場合の潮位）から津波によって海面が上昇した高さの差のことをいう。
浸水高（痕跡高）とは，浸水の高さ，すなわち建物や設備に残された変色部や漂着物等の痕跡の基準面からの高さのことをいう。遡上高とは，津波が内陸へ駆け上がった結果，斜面や路面上に残された変色部や漂着物等の痕跡の基準面からの高さのことをいう。
津波地震
津波地震とは，断層が通常よりゆっくりとずれて，人が感じる揺れが小さくても，発生する津波の規模の大きくなるような地震のことをいう。なお，後記の地震調査研究推進本部による長期評価では，津波マグニチュードがマグニチュードと比べて０．５以上大きいか，津波による顕著な災害が記録されているにも係わらず，顕著な震害が記録されていないものを津波地震として扱っている。（甲ロ５０・３頁）
２設置許可処分時の知見等
（甲イ２本文編３７３頁）
被告東電は，昭和４１年から昭和４７年にかけて福島第一原発の設置許可等を申請した。その際，過去に福島第一原発付近で観測された最大の津波である昭和３５年のチリ地震を参考にして，同地震において福島第一原発の南約５０ｋｍにある小名浜港で観測された潮位（波高）であるＯ．Ｐ．＋３．１２２ｍを最高潮位とし，最低潮位をＯ．Ｐ．－１．９１８ｍとして設置許可申請を行った。
なお，昭和４０年代にはまだ津波波高を計算するシミュレーション技術は一般化していなかったが，西暦１９７０年（昭和４５年）代以降，電子計算機による津波数値計算（シミュレーション）が徐々に利用可能となっていた。３太平洋沿岸部地震津波防災計画手法調査報告書（以下「４省庁報告書」という。）
（甲ロ１７）
４省庁報告書の策定


被告国の４省庁（当時の農林水産省構造改善局，同省水産庁，運輸省港湾局，建設省河川局）は，平成９年３月，４省庁報告書を策定した。この報告書は，平成７年１月１７日に発生した阪神・淡路大震災を踏まえ，防災計画見直しの一環として改めて「総合的な津波防災対策計画を進めるための手法を検討することを目的として」策定されたものである。そこでは，「太平洋沿岸部を対象として，過去に発生した地震・津波の規模及び被害状況を踏まえ，想定しうる最大規模の地震を検討し，それにより発生する津波について，概略的な精度であるが津波数値解析を行い津波高の傾向や海岸保全施設との関係について概略的な把握を行っ」ているが，「既往津波や想定津波を対象として津波防災施設の整備を行う場合でも，想定を上回る津波が発生する可能性があることは否定できず，津波防災施設の整備に大きく依存した防災対策には限界がある」旨の記載がある（甲ロ１７・「はじめに」）。また，既往津波について，「１６００年以降を対象として沿岸別の最大津波高を整理した結果，三陸沿岸では，過去３９５年間に高さ１０ｍ以上の大津波が３回来襲している他に，高さ５ｍ程度の津波は６回来襲しており，被害津波の来襲頻度が高い」とされている（甲ロ１７・８頁・２．２既往津波の沿岸津波高）。
４省庁報告書に対する通商産業省及び電気事業者の対応４省庁報告書を受けて，当時の通商産業省は，同省顧問の教授の意見などを考慮し，仮に今の数値解析の２倍で津波高さを評価した場合，その津波により原子力発電所がどうなるか，さらにはその対策として何が考えられるかを提示するよう電力事業者に要請した（甲ロ１９・４４頁）。これに対し，平成９年６月に開催された電気事業連合会の会合における報告では，４省庁報告書や下記の手引きを受けて，波源の誤差設定については，少なくとも想定し得る最大規模の地震津波を想定する場合には，「ばらつきを考慮しなくてもよいとのロジックを組み立て」通商産業省顧問の理解を得られるよう努力するとの議論がされた（甲ロ１９・４４頁）。４地域防災計画における津波対策強化の手引き（以下「７省庁手引き」という。）
（甲ロ１５）
概要
平成５年７月に北海道南西沖地震が発生し，その際の地震津波によって奥尻島に壊滅的な被害がもたらされたことを契機に，被告国の関係省庁間（当時の国土庁，農林水産省構造改善局，同省水産庁，運輸省，気象庁，建設省，消防庁）で津波対策の再検討が行われるに至り，その成果として，平成９年，７省庁手引きが作成され，これが公開された。
そこでは，津波防災計画の基本目標の中で，対象津波の選定方法につき，「既往最大の津波を選定し，それを対象とすることを基本とするが，近年の地震観測研究結果等により津波を伴う地震の発生の可能性が指摘されているような沿岸地域については，別途想定し得る最大規模の地震津波を検討し，既往最大津波との比較検討を行った上で，常に安全側の発想から対象津波を設定する」として，過去の実績によるだけではなく，震源断層モデルを用いて津波数値解析計算を行い，より波高の高いものを選ぶ方法が提示されている（甲ロ１５・９頁，甲イ２本文編３７５頁）。
この７省庁手引きは，同手引きの別冊とされた「津波災害予測マニュアル」（甲ロ１６）とともに地方公共団体に提示され，各地での津波対策に活用されるようになっていた。
津波災害予測マニュアルの指摘
なお，上記「津波災害予測マニュアル」は，津波災害マニュアルに関する調査委員会（委員長東北大学工学部教授Ａ）により作成されたものであるが，このマニュアルの中でも，「数値計算には至る所で誤差が入り込み得るから，計算結果を利用するに当たっては，その利用目的毎に判断することが重要となってくる。」「防潮堤などの構造物の設計であれば，必ず余裕高をつけ加えることで，大きな間違いの確率を下げることが出来る。ただし，余裕高をつけたとしても，完全に津波を防げるとは限らない。」と指摘されている（甲ロ１６・８５頁・４．４．５計算結果と津波災害の関係）。５原子力発電所の津波評価技術（以下「津波評価技術」という。）
（甲イ２本文編３７６頁，丙ロ７）
津波評価部会
平成１１年に原子力施設の津波に対する安全性評価技術の体系化及び標準化について検討を行うことを目的として，社団法人土木学会原子力土木委員会に津波評価部会が設置された。
津波評価技術の概要
社団法人土木学会原子力土木委員会は，平成１４年２月，津波評価技術を刊行した（丙ロ７）。そこで示された設計津波水位の評価方法の骨子は，次のとおりである。
既往津波の再現
文献調査等に基づき，評価地点に最も大きな影響を及ぼしたと考えられる既往津波を評価対象として選定し，痕跡高の吟味を行うとともに，沿岸における痕跡高をよく説明できるように断層パラメータを設定し，既往津波の断層モデルを設定する。
想定津波による設計津波水位の検討
既往津波の痕跡高を最もよく説明する断層モデルを基に，津波をもたらす地震の発生位置や発生様式を踏まえたスケーリング則に基づき，想定するモーメントマグニュチュード（Ｍｗ）に応じた基準断層モデルを設定する（日本海溝沿い及び千島海溝（南部）沿いを含むプレート境界型地震の場合）。その上で，想定津波の波源の不確実性を設計津波水位に反映させるため，基準断層モデルの諸条件を合理的範囲内で変化させた数値計算を多数実施し（パラメータスタディ），その結果得られる想定津波群の波源の中から評価地点に最も影響を与える波源を選定する。このようにして得られた想定津波について，既往津波による比較検討（既往津波を上回ることの検討）を実施した上で設計想定津波として選定し，それに適切な潮位条件を足し合わせて設計津波水位を求める。この津波水位の評価手法は，日本沿岸の代表的な痕跡高との比較，検討に基づき，全ての対象痕跡高を上回ることを確認することで，その妥当性を確認する。また，近地津波より遠地津波の方が影響が大きくなることが予想される場合には，遠地津波についての検討することとしていた。
津波評価技術に基づく被告東電の試算
被告東電は，平成１４年３月，津波評価技術に従って「津波の検討－土木学会「原子力発電所の津波評価技術」に関わる検討－」（丙ロ８）を策定し，保安院に対し，福島第一発電所の設計津波最高水位は，近地津波でＯ．Ｐ．＋５．４～＋５．７ｍ，遠地津波でＯ．Ｐ．＋５．４～＋５．５ｍであると報告した。
６「三陸沖から房総沖にかけての地震活動の長期評価について」（以下「長期評価」という。）
（甲ロ３）
地震調査研究推進本部の設置


平成７年に発生した阪神・淡路大震災を踏まえ，全国にわたる総合的な地震防災対策を推進するため，地震防災対策特別措置法が制定され，行政施策に直結すべき地震に関する調査研究の責任体制を明らかにし，これを政府として一元的に推進するため，政府の特別の機関として当時の総理府（平成１４年当時は文部科学省）に地震調査研究推進本部（以下「地震本部」という。）が設置された。（甲イ２本文編３９２頁）
長期評価の公表
地震本部は，平成１４年７月３１日，長期評価（甲ロ３）を公表した。これは，日本海溝沿いのうち三陸沖から房総沖までの領域を対象として，長期的な観点で地震発生の可能性，震源域の形態等について評価してとりまとめたものであり，この中で，「次の地震」として，以下のような予測を行っていた（甲イ２本文編３９２頁，甲ロ３・４～６頁）。三陸沖北部から房総沖の海溝寄りのプレート間大地震（津波地震）につ
いて
Ｍ（マグニチュード）８クラスのプレート間大地震は，過去４００年間に３回発生していることから，この領域全体では約１３３年に１回の割合でこのような大地震が発生すると推定される。
今後３０年以内の発生確率は２０％程度，今後５０年以内の発生確率は３０％程度と推定される。
明治２９年の明治三陸地震についてのモデルを参考にし，断層の長さが日本海溝に沿って２００ｋｍ程度，幅が約５０ｋｍの地震が三陸沖北部から房総沖の海溝寄り（日本海溝付近）の領域内のどこでも発生する可
能性がある（甲ロ３・
三陸沖南部海溝寄りについて
１７９３年（寛政５年）及び１８９７年（明治３０年）に発生した地震の震源地と考えられており，これに従えばこの地域における地震の発生間隔は１０５年程度となる。
この領域の地震は，既に「宮城県沖地震の長期評価」で評価されているように，宮城県沖の地震と連動する可能性が指摘されている（甲ロ３・５頁）。
福島県沖について
１９３８年（昭和１３年）の福島県東方沖地震のように，ほぼ同時期に複数回のＭ７．４程度の規模の地震発生が過去４００年に１回あったことから，この地域における同様の地震発生の間隔は４００年以上とされる。
次に発生する地震の規模は，過去の事例からＭ７．４以上と推定され，複数の地震が続発することが想定される（甲ロ３・６頁）。７日本海溝・千島海溝周辺海溝型地震に関する専門調査会報告
（甲イ２本文編３９３頁）
中央防災会議は，平成１５年１０月，特に東北・北海道地方において発生する大規模海溝型地震対策を検討するため，「日本海溝・千島海溝周辺海溝型地震に関する専門調査会」を設置した。
同専門調査会は，特に日本海溝・千島海溝周辺海溝型地震に着目し，防災対策の対象とすべき地震を選定した上で対象地震による揺れの強さや津波の高さを評価し，この評価結果を基に予防的な地震対策及び緊急的な応急対策などについて検討した上で，地震対策の基本的な事項についての「日本海溝・千島海溝周辺海溝型地震に関する専門調査会報告」をとりまとめた。同報告では，防災対策の検討対象として，大きな地震が繰り返し発生しているものについては，近い将来発生する可能性が高いと考え対象とするが，繰り返しが確認されていないものについては，発生間隔が長いものと考えて近い将来に発生する可能性が低いものとして対象から除外することとした。その結果として，長期評価で発生可能性があるとされた福島県沖・茨城県沖のプレート間地震等については，防災対策の検討対象から除外された。貞観地震を含む過去の４地震については，留意が必要であるとされたものの防災対策の検討対象とはされなかった。
８溢水勉強会
保安院と原子力安全基盤機構は，原子力発電所の安全規制に関する情報等を収集，評価し，必要な安全規制上の対応を行う目的で安全情報検討会を定期的に開催していたが，外部溢水及び内部溢水を問わず溢水問題を検討するため，平成１８年１月，溢水勉強会を立ち上げ，調査検討を開始した（甲ロ４，丙ロ１０）。
この溢水勉強会は，保安院と原子力安全基盤機構で構成し，電気事業者，電気事業連合会，原子力技術協会及びメーカーは，オブザーバーで参加するというものであった。
溢水勉強会は，平成１８年１月から平成１９年３月まで，合計１０回にわたり開催され，平成１９年４月，「溢水勉強会の調査結果について」と題する報告書がまとめられた（甲ロ４）。
溢水勉強会は，原子力発電所内の配管の破断等を理由とする内部溢水，津波による外部溢水を問わず，溢水に関する調査，検討を進めていたが，検討の過程で，原子力安全委員会が示している耐震設計審査指針が改訂され（平成１８年耐震設計審査指針），同指針において，地震随伴事象として津波評価を行うものとされたことから，以後，溢水勉強会は，内部溢水に関する調査，検討を行うこととなった。
第３シビアアクシデントの意義，知見及び我が国のシビアアクシデント対策（平成１８年まで）
１シビアアクシデント対策の意義等
（甲イ２本文編４０７頁～，丙ハ２１）
シビアアクシデント（過酷事故，ＳＡ）
原子炉施設には，起こり得ると思われる異常や事故に対して，設計上何段階もの対策が講じられている。この設計上の妥当性を評価するために，いくつかの「設計基準事象」という事象の発生を仮定して安全評価を行う。設計基準事象とは，原子炉施設を異常な状態に導く可能性のある事象のうち，原子炉の安全設計とその評価に当たって考慮すべきとされた事象のことをいう。
この設計基準事象は，実際に起こり得る様々な異常や事故について，放射性物質の潜在的危険性や発生頻度などを考慮し，大きな影響が発生するような代表的事象であり，さらに，評価上はこの設計基準事象に対処する機器につき敢えて故障を想定するなどの厳しい評価を行っている（このような評価手法は，評価に当たって想定した事象の起こりやすさにかかわらず，その事象の発生を想定して安全評価を行うことから，決定論的安全評価といわれる。）。
シビアアクシデントとは，このような安全評価において想定している設計基準事象を大幅に超える事象であって，炉心が重大な損傷を受ける事象のことをいう。


シビアアクシデント対策（アクシデントマネジメント）シビアアクシデント対策（アクシデントマネジメント）とは，シビアアクシデントに至るおそれのある事態が万一発生したとしても，①現在の設計に含まれる安全余裕や本来の機能以外にも期待しうる機能，もしくはその事態に備えて新規に設置した機器を有効に活用することによって，その事態がシビアアクシデントに拡大するのを防止するため（フェーズⅠ），又は②シビアアクシデントに拡大した場合にその影響を緩和するため（フェーズⅡ）に採られる措置（手順書の整備並びに実施体制や教育，訓練等の整備を含む。）のことをいう。
具体的には，①に該当するものとしては，炉心冷却等の安全機能を回復させる操作から構成され，例えば，非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の手動起動や原子炉スクラム失敗事象に対するホウ酸水注入系の起動などであり，②に該当するものとしては，フィルター付き格納容器ベント設備や格納容器内注水設備等である。
シビアアクシデント対策の対象として取り上げられるものの一つに全交流電源喪失事象がある。全交流電源喪失（ＳＢＯ）とは，全ての外部交流電源及び所内非常用交流電源からの電力の供給が喪失した状態をいう。
確率論的安全評価（ＰＳＡ）
確率論的安全評価とは，原子炉施設の異常や事故の発端となる事象（起因事象）の発生頻度，発生した事象の及ぼす影響を緩和する安全機能の喪失確率及び発生した事象の進展・影響の度合いを定量的に分析することにより，原子炉施設の安全性を総合的，定量的に評価する手法である。シビアアクシデントのように，発生確率が極めて小さく，事象の進展の可能性が広範・多岐にわたるような事象に関する検討を行う上で，確率論的安全評価は有用とされる。
起因事象
原子力発電所での事故による影響が発生する可能性のある原因事象としては，機器のランダムな故障や運転・保守要員の人的ミス等の内部事象，地震，津波，洪水，火災，火山や航空機落下等の外部事象，産業破壊活動等の意図的な人為事象がある。
２シビアアクシデントに関する知見の進展
（甲イ１・１１６頁～）
我が国における検討状況
原子力安全委員会は，昭和６１年４月のチェルノブイリ原発事故を受けて，部会において，シビアアクシデント対策の検討を開始した。さらに，同委員会は，米国における昭和６３年の規制実施等を受けて，平成３年に委員会内の原子力施設・故障分析評価検討会に「全交流電源喪失事象検討ワーキング・グループ」が設置され，全交流電源喪失事象の審査指針への反映等が検討されたが，指針の改訂はされなかった。
諸外国の状況
米国，フランス，ドイツなどの海外では，昭和５４年のスリーマイル原発事故を受けて，確率論的安全評価やシビアアクシデント対策が早期に進められており，１９８０年代から１９９０年代にかけて，外部事象をも考慮した必要な改善が規制当局より求められており，フィルター付きベントの整備や全交流電源喪失規制が設けられるなどの対策が順次進んでいた。
国際原子力機関の検討状況及び深層防護（多重防護）
国際原子力機関（ＩＡＥＡ）は，平成８年，報告書を公表し，シビアアクシデント対策強化のため，５層までの深層防護を行う必要性を示し，その後の平成１２年の原子力安全基準（ＮＳ－Ｒ－１）でも同様の考え方を示している。
深層防護（多重防護）とは，原子炉は異なる防護層を重層的に用意することで安全を確保しており，これらの防護層は，互いに独立し，ある層が突破されても次の層で事故を防ぐことができるように意図されるべきであるという考え方のことをいう。
国際原子力機関が策定した原子力安全基準（ＮＳ－Ｒ－１）は，多重防護の各層を以下のとおりとしている。
第１層異常運転及び故障の防止
第２層異常運転の制御及び故障の検出
第３層設計基準内の事故の制御
第４層事故の進展防止及びシビアアクシデントの影響緩和
第５層放射性物質の放出による放射線影響の緩和
我が国においては，後記のとおり，第１層から第３層まで及び第５層を規制しており，第４層のシビアアクシデント対策については，飽くまでも事業者の自主対応による「知識ベース」の対策とされた。
３我が国におけるシビアアクシデント対策の導入
「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアク
シデントマネージメントについて」
原子力安全委員会は，平成４年５月２８日，「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて」を決定した（甲イ２本文編４１７頁，丙ハ２１）。同決定において，シビアアクシデント対策は，原子炉設置者がその知見を駆使して臨機にかつ柔軟に行うことが望まれるものであるとされ，関係機関及び原子炉設置者等はシビアアクシデントに関する研究を今後とも継続的に進めることが必要とし，事業者の自主的なシビアアクシデント対策を強く奨励するとともに，具体的方策及び施策について行政庁から報告を受けることとされた。
また，同決定は，行政庁に対しても，アクシデントマネジメントの推進，整備等に関する行政庁の役割を明確にするとともに，その具体的な検討を継続して進めることが必要であるとした。
「アクシデントマネジメントの今後の進め方について」通商産業省資源エネルギー庁（当時）は，上記の決定を踏まえ，平成４年７月，「アクシデントマネジメントの今後の進め方について」をとりまとめ（丙ハ２３），同月２８日付けの「原子力発電所内におけるアクシデントマネジメントの整備について」と題する資源エネルギー庁公益事業部長名の行政指導文書を発出し（丙ハ２４），事業者に対し，原子炉施設ごとに確率論的安全評価を実施し，アクシデントマネジメントの整備について，検討，報告を求めた（丙ハ２５・１頁）。
「アクシデントマネジメントの今後の進め方について」においては，原子炉の設置又は運転などを制約するような規制的措置を要求するものではないとしつつも，実施されるアクシデントマネジメントの技術的有効性については，設計基準事象への対応に与える影響を含めて通商産業省による確認，評価等を行うこととされた。なお，安全規制上の位置付けは，現状の知見に基づくものであり，今後のシビアアクシデント研究の成果により適宜適切に対応していくものとされた（丙ハ２３・５頁）。
「軽水型原子力発電所におけるアクシデントマネジメントの整備について
検討報告書」
通商産業省資源エネルギー庁（当時）は，平成６年１０月，電気事業者から提出されたアクシデントマネジメント検討報告書の技術的妥当性を検討し，検討結果を「軽水型原子力発電所におけるアクシデントマネジメントの整備について検討報告書」に取りまとめ（丙ハ２５），原子力安全委員会に報告した。


通商産業省資源エネルギー庁（当時）は，同報告書の中で，被告東電を含む電気事業者に対し，概ね平成１２年を目途にアクシデントマネジメントの整備を促し，また，原子力安全委員会は，通商産業省（当時）からの同報告書を受け，同委員会が設置した原子炉安全総合検討会及びアクシデントマネージメント検討小委員会において順次検討を行い，これを踏まえて平成７年１２月，同報告書の内容を了承した。（甲イ２本文編４２１頁）なお，平成４年当時，我が国において確率論的安全評価の手法が確立されつつあったのは運転時の内的事象のみであったことから，電力事業者が行った確率論的安全評価は，内的事象を対象としたものであった（甲イ２本文編４１９頁，丙ハ２５・１５頁）。
「アクシデントマネジメント整備上の基本要件」
保安院は，平成１４年４月，アクシデントマネジメント整備上の基本要件について検討を行い，①アクシデントマネジメントの実施体制，②アクシデントマネジメント整備に係る施設，設備類，③アクシデントマネジメントに係る知識ベースの整備，④アクシデントマネジメントに係る通報連絡，⑤アクシデントマネジメントに係る要員の教育等の基本要件を「アクシデントマネジメント整備上の基本要件」にとりまとめた（丙ハ２７）。
４定期安全レビュー（ＰＳＲ）の創設
通商産業省資源エネルギー庁（当時）は，平成４年６月２２日，定期安全レビューの実施を事業者に対して，行政指導として要請した（甲イ２本文編４２３頁，丙ハ２２・２頁）。
定期安全レビューは，年１回の原子炉の定期検査（当時の電気事業法４７条）に加え，原子力発電所の安全性・信頼性のより一層の向上を目的に，運転経験，技術的知見などに基づき，１０年を超えない期間ごとに，①運転経験の包括的評価，②最新の技術的知見の反映状況の把握及び必要な対策の立案，③確率論的安全評価（ＰＳＡ）の実施とアクシデントマネジメントの評価を事業者が実施するものである。
５被告東電によるシビアアクシデント対策及び保安院の対応
被告東電によるシビアアクシデント対策
被告東電は，平成６年から平成１４年にかけて福島第一原発についてアクシデントマネジメントの整備を行い，その整備状況と代表炉についての確率論的安全評価（ＰＳＡ）の結果をとりまとめ，平成１４年５月２９日，「原子力発電所のアクシデントマネジメント整備報告書」及び「アクシデントマネジメント整備有効性評価報告書」を保安院に提出した（甲イ２本文編４３１頁，丙ハ２８）。
保安院は，被告東電から提出された上記の両報告書や他の電力事業者の報告書を受け，総合的見地から評価し，平成１４年１０月，「軽水型原子力発電所におけるアクシデントマネジメントの整備結果について評価報告書」を取りまとめ（丙ハ２９），原子力安全委員会へ報告した。同報告書においては，事業者が整備したアクシデントマネジメント策について，既存の安全機能への影響の有無，アクシデントマネジメント整備上の基本要件の充足の有無，アクシデントマネジメント整備有効性評価の妥当性についてそれぞれ評価を行い，今回整備されたアクシデントマネジメントは，原子炉施設の安全性をさらに向上させるという観点から有効であることを定量的に確認した（丙ハ２９・７～１４頁）。
被告東電は，平成１４年１月の保安院による「アクシデントマネジメント整備有効性評価報告書」で評価した代表炉以外の確率論的安全評価の実施の指示を受けて，代表炉以外の確率論的安全評価を実施し，平成１６年３月２６日，「アクシデントマネジメント整備後確率論的安全評価報告書」を保安院に提出した（丙ハ３０，３１）。
保安院は，同報告書の提出を受け，財団法人原子力発電技術機構原子力安全解析所（当時，後の原子力安全基盤機構解析評価部）に委託するなどして，事業者とは独立してその有効性を確認し，平成１６年１０月，「軽水型原子力発電所における『アクシデントマネジメント整備後確率論的安全評価』に関する評価報告書」（丙ハ３１）を取りまとめ，これを公表した。
第５章本件事故後の関連法令等の変更
第１炉規法（平成２４年６月２７日号外法律第４７号により改正されたもの。以下「新炉規法」という。）
１目的
目的（１条）につき，旧炉規法の「これらによる災害を防止し」を，新炉規法では「原子力施設において重大な事故が生じた場合に放射性物質が異常な水準で当該原子力施設を設置する工場又は事業所の外へ放出されることその他の核原料物質，核燃料物質及び原子炉による災害を防止し」とした。
２規制組織
規制組織としては，保安院と原子力安全委員会が廃止され，安全規制行政を一元的に担う新たな組織として，平成２４年９月１９日に原子力規制委員会が発足した。そこで，新炉規法では，規制行政の責任機関が原子力規制委員会に一元化された（３条，４条，１０条，１３条等）。
３シビアアクシデント対策の追加
発電用原子炉設置許可の申請に際して，「発電用原子炉の炉心の著しい損傷その他の事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する事項」を記載しなければならないことが追加された（４３条の３の５第２項１０号）。
４設置許可の基準
発電用原子炉設置許可の基準として，申請者に「重大事故（発電用原子炉の炉心の著しい損傷その他の原子力規制委員会規則で定める重大な事故をいう。中略）の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力その他の発電用原子炉の運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があること」及び「発電用原子炉施設の位置，構造及び設備が（中略）災害の防止上支障がないものとして原子力規制委員会規則で定める基準に適合するものであること」が追加された（４３条の３の６第１項３号及び４号）。
第２省令６２号の改正
経済産業大臣は，平成２３年１０月７日，省令６２号を改正し，５条の２（津波による損傷の防止）を追加した。５条の２第２項において「津波によって交流電源を供給する全ての設備，海水を使用して原子炉施設を冷却する全ての設備及び使用済燃料貯蔵槽を冷却する設備の機能が喪失した場合においても直ちにその機能を復旧できるよう，その機能を代替する設備の確保その他の適切な措置を講じなければならない。」と規定した。
第３技術基準規則の制定
原子力規制委員会は，新炉規法４３条の３の１４第１項に基づき，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（平成２５年原子力規制委員会規則第６号。以下「技術基準規則」という。）を制定し，同規則は平成２５年７月８日に施行された。技術基準規則は，従前の省令６２号において定められていた規制内容を基にし，引き継いでいるものの，これに加えて，本件事故を踏まえ，地震・津波対策についての見直しを行い，また，シビアアクシデント対策に関し，炉心損傷防止対策，格納容器損傷防止対策等を定めている。


１規則制定による全交流電源喪失に対する対策強化技術基準規則１６条は，全交流動力電源対策設備に関して，「発電用原子炉施設には，全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源設備から開始されるまでの間，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，発電用原子炉の停止後に炉心を冷却するための設備が動作するとともに，原子炉格納容器の健全性を確保するための設備が動作することができるよう，これらの設備の動作に必要な容量を有する蓄電池その他の設計基準事故に対処するための電源設備を施設しなければならない。」と定める。ここに，「必要な容量」とは，「発電用原子炉の停止，停止後の冷却，原子炉格納容器の健全性の確保のために施設されている設備に必要な容量」であるとされている。
また，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」（平成２５年原子力規制委員会規則５号。以下「設置許可基準規則」という。丙ハ７５）５７条及び技術基準規則７２条は，本件事故前には事業者の自主対応に委ねられていた全交流電源喪失に対するシビアアクシデント対策を法規制化した。
２津波による損傷の防止の規定
技術基準規則６条は「設置基準対象施設が，基準津波（設置許可基準規則５条に規定する基準津波をいう。以下同じ。）によりその安全性を損なわないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない」と規定している。ここで引用されている設置許可基準規則５条においては，設計基準対象施設は，その供用中に当該設計基準対象施設に大きな影響を及ぼすおそれのある津波に対してその安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない旨規定した上で，同条の「解釈」においては，基準津波について，最新の科学的・技術的知見を踏まえて地震学的見地から想定することが適切なものを策定することとし，設計基準津波の策定方法，策定の際に考慮されるべき事項，基準津波に対する設計基準対象施設（発電用原子炉）の設計方法について詳細に解説されている（丙ハ７５・１３３～１３７頁）。
第３部争点及び当事者の主張
第１章被告国の責任に関する争点について
被告国の責任に関する争点は，①内閣総理大臣が本件設置等許可処分をしたことは国賠法１条１項の適用上違法か，②経済産業大臣が規制権限を行使しなかったことは国賠法１条１項の適用上違法かであり，これに関する原告らの主張の概要は別紙７「被告国の責任に関する争点についての原告らの主張」，被告国の主張の概要は別紙８「被告国の責任に関する争点についての被告国の主張」のとおりである。
第２章損害の総論に関する争点について
損害の総論に関する主要な争点及び当事者の主張の概要は，別紙９「損害の総論に関する争点及び当事者の主張」のとおりである。
第３章原告らの個別損害に関する争点について
原告らの個別損害に関する争点及び当事者の主張は，別紙１０「個別損害一覧表」（各費目別に，上部欄に各原告の主張を，「被告東電の意見」欄及び「被告国の意見」欄に各被告の主張を，「原告の既払金に関する認否」欄に被告らの既払金に対する各原告の認否を，それぞれ記載した。）
第４部当裁判所の判断
第１章被告国の責任に関する争点に係る事実経過等前提事実，当事者間に争いのない事実，後掲証拠及び弁論の全趣旨によれば，以下の事実等が認められる。
第１我が国における原子力政策及び安全規制
１被告国と原子力発電
戦後の経済成長に伴う電気需要の増加を背景に，被告国は，昭和２９年，原子力平和利用研究補助金２億３５００万円，ウラニウム資源調査費１５００万円を予算として初めて計上し，昭和３０年には原子力基本法及び原子力委員会設置法が制定され，昭和３１年には原子力委員会が設置された（甲イ５・７４頁）。
昭和３１年に制定された「原子力の研究，開発及び利用に関する長期計画」では，「原子燃料については，極力国内における自給態勢を確立するものとする」とされ，昭和３６年に策定された長期計画では，被告国が直接資金を投入して原子力研究開発を行うとともに，民間企業による原子力研究開発に対する優遇措置や低金利融資を実行して原子力開発を推進すべきことが明記されていた。
そして，昭和３８年には，政府系研究機関である日本原子力研究所の動力試験炉で原子力発電に成功し，昭和４１年には，日本原子力発電株式会社の東海原子力発電所が営業運転を開始した。
その後，原子力委員会は，平成１７年に，長期計画に代わり，原子力政策大綱を策定し，同大綱を受け，経済産業省は「原子力立国計画」をとりまとめ，「原子力政策は，市場にゆだねるだけで推進できるものではなく・・・原子力政策を『国家戦略』として推し進めるべきである」とした（丙ハ８）。
２安全規制
原子力発電所などで事故が起きた場合，他の事故とは質的にも量的にも全く異なり，空間的・時間的にも広い範囲にわたって放射性物質により甚大な被害を与え，かつ，人が制御することが不可能になるため，安全確保が何より重要となる。
我が国においては，民間会社である電力会社が原子力発電所を設置し，運営するが，被告国の行政機関が設置段階やその後の運転段階にわたって原子力発電所の安全性を審査，確認する制度がとられた（甲イ５・７７頁)。原子力基本法が制定された昭和３０年当初，総理府の下に原子力委員会のみが作られ，原子力施設の安全確保も原子利用の推進機関である原子力委員会が所轄していたが，昭和５３年には，原子力委員会から原子力安全委員会が分離，独立し，経済産業省の保安院が，炉規法と電気事業法によって，その規制の責任を担うに至った。
３許可の法体制
原子力施設の安全確保のための規制要求は，炉規法又は電気事業法に規定されており，それに基づき，炉規法又は電気事業法を受けた省令として技術基準省令が整備されている（丙ハ１０）。
炉規法の定め
処分時炉規法２３条１項は，原子炉を設置しようとする者は，政令で定めるところにより，内閣総理大臣の許可を受けなければならないとし，同法２４条２項は，内閣総理大臣は，原子炉設置の許可をする場合においては，同条１項の設置許可の基準の適合性について，あらかじめ原子力委員会の意見を聴き，これを尊重してしなければならないと定め，同項３号は，原子炉の設置許可の申請者に原子炉を設置するために必要な技術的能力及び経理的基礎があり，かつ，原子炉の運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があること，同項４号は，「原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質（中略），核燃料物質によって汚染された物（中略）又は原子炉による災害の防止上支障がないものであること」を掲げていた。
本件設置等許可処分当時の体制


本件設置等許可処分当時，原子力委員会には，原子炉安全専門審査会が置かれ，同審査会は，原子炉に係る安全性に関する事項を調査審議することとされており，審査委員は，学識経験のある者及び関係行政機関の職員で組織されることとされ（昭和５３年法律第８６号による改正前の原子力委員会設置法１４条の２，３），原子力に関する専門的な分野はもとより，地震，気象その他広い範囲にわたる専門家によって構成されていた。同審査会においては，各施設の設計の安全性，平常運転時の被ばく線量の評価，仮に事故が発生したとしても周辺住民の安全が確保されるかなど，原子炉に係る安全性について専門的な立場から，詳細な安全審査が行われ，原子力委員会は，同審査会の調査審議の結果を踏まえ，当該申請に係る原子炉施設について，申請者が所定の技術的能力を有するか，原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質，核燃料物質によって汚染された物又は原子炉による災害の防止上支障がないものであるかどうか等について審査の上，これらに問題がないと認められた場合に，内閣総理大臣に対し，処分時炉規法２４条１項各号の許可の基準に適合している旨の答申をし，内閣総理大臣は，これを十分に尊重し，原子炉設置許可について判断をするものとされていた。
安全審査に関する各種指針
炉規法に基づく原子炉の安全規制に関しては，直接の規制権限は経済産業大臣に属するが，実際の規制は，原子力委員会又は原子力安全委員会の決定する各種の指針類が，経済産業大臣等による規制権限行使の基準としての役割を果たすべきものとして予定されている（炉規法２４条２項）。ア本件設置等許可処分時及び平成１８年当時の各種指針（原子炉立地審査指針，安全設計審査指針，耐震設計審査指針）は，前提事実第３章第３の２「各種指針類」記載のとおりであり，福島第一原発１号機から同３号機までの設置許可における安全審査の前提となった指針は，昭和３９年原子炉立地審査指針（丙ハ１）であり，同４号機の設置許可における安全審査の前提となった指針は，昭和３９年原子炉立地審査指針及び昭和４５年安全設計審査指針（丙ハ２）であった。
イまた，発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針において，原子炉設置を許可するに当たっては，①原子炉に異常が発生した場合，直ちに原子炉を停止できる設計となっているか，②何らかの原因により冷却能力が減少ないし喪失した場合，緊急炉心冷却装置が有効に働く設計となっているか等を審査する必要があるとされ，原子力安全委員会は，平成２年に「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」を作成した（丙ハ６４）。
第２設置許可・変更許可処分
１１号機
設置許可申請
ア被告東電は，昭和４１年７月１日付け「福島原子力発電所原子炉設置許可申請書」（丙ハ４０）を内閣総理大臣に提出した。
イ同申請書において，海抜３５ｍの台地を海抜約１０ｍまで掘り下げて敷地を作って原子炉建屋・タービン建屋を設置し，さらに高台前面の海を埋め立てて海抜４ｍの敷地を作って海水ポンプを設置することが記載された。
また，非常用ディーゼル発電機の個数は１台とされ，設置場所としてはタービン建屋１階に設置する旨の図面が添付されていたほか，対津波設計は許可申請書本文には記載がなかった。
ウ本件設置等許可処分当時（昭和４１年から昭和４７年にかけて），到来が予測される津波の波高についてコンピューターを用いて計算するシミュレーション技術は一般化していなかったため，被告東電は，過去に観測された最大の津波による潮位を基に原子炉の設計を行った。過去に福島第一原発付近で観測された最大の津波は，昭和３５年のチリ地震によって発生したものであり，福島第一原発の南約５０ｋｍにある小名浜港で観測された潮位（波高）は，Ｏ．Ｐ.＋３．１２２ｍであったため，これを前提として，「潮位差を加えても防災面から敷地地盤高はＯ．Ｐ．＋４ｍで十分である」と判断し，非常用海水ポンプ等は高さ４ｍの埋立地に，原子炉建屋は１０ｍの敷地に設置するとした。
設置許可審査及び許可
そして，原子力委員会は，原子炉安全専門審査会に対し，その調査審議を指示したところ，原子炉安全専門審査会は，昭和４１年１１月２日，概要，以下のとおり報告し（丙ハ３），これを踏まえ，内閣総理大臣は，同年１２月，許可処分を行った。
ア「１
地及び周辺環境，地質，海象，   気象，地震，水利についての調査審議を行い，上記のうち，地質については，原子炉建設用地として整地される標高１０ｍ附近は，固結度の低い砂岩層であるが，原子炉建屋等の主要建物は標高－４ｍ附近の泥岩層に直接設置され，この泥岩層の岩質は堅硬で，支持地盤として十分な耐力を有すること，海象については，波高の記録として，水深約１０ｍにおいて最高約８ｍという記録（昭和４０年台風２８号）があり，潮位の記録として，小名浜港（敷地南方約５０ｋｍ）における観測記録によれば，チリ地震津波時（昭和３５年）の最高３．１ｍがあること，地震については，過去の記録によると，福島県近辺は，会津附近を除いて全国的に見ても地震活動性の低い地域の一つであり，特に原子炉敷地附近は地震による被害を受けたことがないことがそれぞれ指摘された。
イ「２    安全対策」，「３平常運転時の被ばく評価」，「４    各種事故の検討」，「５災害評価」及び「６    技術的能力」についても調査審議し，このうち，「２安全対策」の「安全防護設備の機能確保」においては，原子炉施設に必要な電力は，主発電機又は母線からの供給のほかに，予備電源としての送電線を確保しているほか，これらの電源が全て喪失しても，原子炉施設の安全確保に必要な電力は，ディーゼル発電機及び所内バッテリー系から供給できるとし，バッテリー系機器の継続可能時間は短いが，ディーゼル発電機は複数のうちのどれかが作動すると仮定され，かつ，外部電源の復旧は短時間で行われる設定のもと，非常用電源が確保されていることが確認された。また，「耐震上の考慮」においては，全ての施設は，安全上の重要度に従って，原子炉，原子炉建屋等のように，その機能喪   失が原   子炉事   故を引   き起こ   すおそ   れのあ   る施設   等につ   いては「Ａ」，格納容器，制御棒駆動機構等のように安全対策上特に緊要な施設は「Ａｓ」，タービン系，廃棄物処理系等のように高放射性物質に関する施設は「Ｂ」及びその他の施設は「Ｃ」といった４種類のクラスに分類され，それぞれに応じて耐震設計が行われ，設計された建物，構築物，機器，配管類は敷地における地震活動性，地盤状況等からみて耐震上安全であると考えられるとした。


そして，「４各種事故の検討」では，「反応度事故」としては，電源喪失事故を含む複数の事故についてそれぞれ検討した上で，それぞれの事故についての対策が講ぜられており，本原子炉が十分安全性を確保し得るものであることを確認した。電源喪失事故については，常用所内電源が全て喪失した場合には，安全系も停電するので，原子炉はスクラムされること，その後の原子炉の冷却は，非常用復水器により行われること，他方，安全上重要な機器の操作に必要な電力は，ディーゼル発電機及び所内バッテリー系から供給されることを確認した。その他，昭和３９年原子炉立地審査指針に基づいて重大事故及び仮想事故を想定して行った災害評価において解析に用いた仮定は妥当であり，その結果は，昭和３９年原子炉立地審査指針に十分適合しているものと認めた。
２２号機から４号機まで
変更許可申請
ア被告東電は，当初の許可の変更許可手続として，２号機については昭和４２年９月に，３号機については昭和４４年７月に，４号機については昭和４６年８月にそれぞれ申請書を提出した（丙ハ４１）。イ２号機から６号機まで順次変更許可申請がされた際は，１／２号機共用ディーゼル発電機，３／４号機共用ディーゼル発電機，５／６号機共用ディーゼル発電機が明記され，その後，平成６年に，１／２号機共用ディーゼル発電機を１号機専用に，３／４号機共用ディーゼル発電機を３号機専用に，５／６号機共用ディーゼル発電機を５号機専用として，２号機，４号機及び６号機のディーゼル発電機を１台ずつ増設する旨の変更許可申請がされた。
なお，これらの非常用電源の配電盤は，前提事実記載のとおり，ほとんどが地下１階又は１階に設置された。
変更許可申請審査及び許可
そして，原子力委員会は，原子炉安全専門審査会に対し，２号機から４号機の増設に係る調査審議を指示したところ，原子炉安全専門審査会は，概要，「１変更計画の概要」，「２    安全設計および安全対策」，「３平常運転時の被ばく評価」，「４各種事故の検討」，「５    災害評価」及び「６技術的能力」といった１号機における審査をおおむね踏襲する内容の調査審議をし（丙ハ４～６），これを踏まえ，内閣総理大臣は，２号機については昭和４３年３月に，３号機については昭和４５年１月に，４号機については昭和４７年１月に許可処分を行った。
第３原子力発電所における安全対策及び電源喪失の危険性についての知見
１原子力発電所における安全対策の考え方
原子力発電所における安全対策の考え方について，国際原子力機関（ＩＡＥＡ）は，２０００年（平成１２年）に原子力安全基準（ＮＳ－Ｒ－１）を策定し，深層防護，すなわち，次の５層における安全対策の必要性を示した（甲イ１・１１７頁等）。
第１層異常運転及び故障の防止
第２層異常運転の制御及び故障の検出（「事故」への拡大防止）第３層設計基準内への事故の制御（設備に対して重大な影響が発生しても炉心損傷を起こさないよう備えること）
第４層事故の進展防止及びシビアアクシデントの影響緩和（炉心損傷が発生しても放射性物質の環境への重大な放出がないよう備えること）
第５層放射性物質の放出による放射線影響の緩和（住民を守る安全対策の必要性を示すこと）
我が国においては，本件事故時まで，第１層から第３層まで及び第５層を規制しており，第４層のシビアアクシデント対策については，飽くまで事業者の自主対応とされた。
２原発施設における冷却の必要性と非常用電源設備の重要性原子力発電所は，核分裂性物質を燃料とし，核燃料が連鎖的に核分裂反応を起こすことで発生する熱エネルギーを利用してタービンを回して発電する発電所であり，①核分裂反応の指数関数的な拡大を防止するために，核分裂反応を適切に制御する必要があり，異常時には原子炉を即座に止める必要があり，②核分裂反応停止後にもなお崩壊熱が残るため冷やす必要があり，さらに，③核分裂生成物は，人体・環境に多大な悪影響を及ぼすことから，原子炉内に閉じ込める必要がある。
そして，冷却設備の駆動源として電源を確保することが必須であり，全交流電源喪失を回避するためには，外部電源又は非常用ディーゼル発電機等から電源が確保される必要があるが，このうち，外部電源については，必ずしも，耐震強度が十分には確保されておらず，想定される範囲内の一定規模の地震動によって，機能喪失に至る危険があり得ることから，全交流電源喪失を回避するためには，内部電源，すなわち非常用ディーゼル発電機等の非常用電源設備等の機能を維持することが絶対的に求められることになる。非常用電源設備及び非常用高圧電源盤等の非常用電源設備等は，いずれも電気機器であるところ，水（特に海水）は電気を流すので，電気回路が水に浸かると，本来流れてはいけないところに電流が流れ，回路がショートを起こし，ショートを起こすと電気回路には非常に大きな電流が流れることとなり，許容限界を超える電流による発熱や発火によって，機器の機能喪失に至る。３原子力発電所における電源喪失に係る事故及び同事故を踏まえた対策
被告東電における平成３年の海水漏えい事故
（甲ハ２８～３２，３４）
ア福島第一原発１号機において，平成３年１０月３０日に，「補機冷却水系海水配管からの海水漏えいに伴う原子炉手動停止」の事故（以下「平成３年の海水漏えい事故」という。）が発生し，被告東電による「最終報告書」（甲ハ３２）において，以下のような報告がされた。１／２号機共通ディーゼル発電機室内には相当の深さの水がたまり，発電機等が水没した。ディーゼル発電機は，ステータもロータも取り外して工場に持ち込んで修理がされ，制御盤類も工場に持ち込まれ，浸水部品類が取り替えとなった。
また，平成１６年になって原子力施設情報公開ライブラリー（原子力安全推進協会）によって，事故の原因等について，以下のように整理された（甲ハ３１）。
「現場調査の結果，電動機駆動原子炉給水ポンプ付近の床下に埋設されている補機冷却水系海水配管の母管より分岐し原子炉給水ポンプ用空調機へ供給する配管の分岐部近傍に約２２ｍｍ×４０ｍｍの貫通穴があいていることを確認」し，当時，１号機タービン建屋地下１階には，１号機専用及び１－２号共通の非常用ディーゼル発電機が２台設置されていたところ，「海水漏えい箇所周辺の機器類について調査を行った結果，１－２号共通ディーゼル発電機及び機関の一部に浸水が確認された。このため，当該ディーゼル発電機及び機関について工場で点検修理を行った」とされ，この事故による発電停止時間は，１６３５時間２０分（約６８日間）とされた。


イ以上の事故状況から，非常用ディーゼル発電機は水を被ればショートを起こし，機能しないことが事実をもって実証された。平成３年の海水漏えい事故は，床下から流出した海水が電線管を通じて地下１階の幾つものエリアに浸水したというものであり，電線管は，電気機器が存在する場所全てに配線されているものであるから，流出場所よりも高所にあるエリア以外のどこにでも浸水する具体的な可能性があり，そうなれば設置機器の被水により同時的に機能喪失が起こることがこの事故から明らかになったといえる。
フランスのルブレイエ原子力発電所事故
アフランスのルブレイエ原子力発電所において，平成１１年１２月２７日，前提事実第４章第１の３記載の外部溢水事故が発生した（甲ロ２８）。この外部溢水事故は，想定（設計基準）を超えた自然現象（外部事象）が発生して原子炉の重要な安全設備を機能喪失させることがあり得ること，電気系統が被水に弱いことを改めて認識させるものといえた。
イ事故後の対策
ルブレイエ原子力発電所の運営を行うフランス電力公社は，調査結果を基に堤防や防潮堤のかさ上げ，延長及び強化，防水扉の設置による水侵入に対する抵抗の改良，隙間と貫通部の密閉等の対策をとった(甲ハ５８の１及び２)。
インドのマドラス原発の津波による電源喪失事故
アインド南部にあるマドラス原子力発電所において，平成１６年１２月に発生したスマトラ沖地震に伴う津波により，前提事実第４章第１の５記載のとおり，津波でポンプ室が浸水し，非常用海水ポンプが運転不能になる事故が発生した。
イ事故後の対策
インド政府は，上記津波のあと，海岸沿いの原子力施設の全てについて，海底探査データを使用して津波ハザード評価を行った。その結果は，極端な地震の場合には，東海岸の原子力施設の一つのサイトでは，設計基準津波高さよりも高かったため，設計基準津波高さを引き上げる等の対策をとり，ラジャスタン原子力発電所，マドラス原子力発電所，タラプール原子力発電所では，ディーゼル発電機の高所配置などの安全対策がとられた（甲ハ５６の１及び２）。
米国キウォーニー原発
ア米国の原子力規制委員会（ＮＲＣ）は，平成１７年１１月７日，キウォーニー原発（ウェスチングハウス製加圧水型炉，５６万ｋＷ，１９７４年運転開始）について「タービン建屋で低耐震クラスの循環水系配管が破断した場合を想定すると水位の上昇したタービン建屋から，非水密扉や逆止弁がついていない床ドレン配管を通って水が逆流し，工学的安全設備が配置された室内に水が流入し，補助給水系，非常用ディーゼル発電機等が浸水して安全停止機能が失われる可能性がある」ことが分かったとして，その旨事業者に通知した。
イそして，原子力規制委員会は，上記の対策として，仮設ポンプ設置，土嚢設置，人員増員等を行い，プラント機器設計を検討した。
４国内の溢水による電源喪失についての知見
平成５年の全電源喪失事象の研究
原子力施設事故・故障分析評価検討会全交流電源喪失事象検討ワーキング・グループは，平成５年６月１１日付けで「原子力発電所における全交流電源喪失事象について」を報告した。同報告書では，「短時間で交流電源が復旧できず，全交流電源喪失（StationBlackout,ＳＢＯ）が長時間に及ぶ場合には，・・・炉心の損傷等の重大な結果に至る可能性が生じると考えられる」「近年，ＳＢＯのような発生頻度が非常に低いと考えられる事象を含む想定し得るすべての事故シナリオを対象として，炉心損傷等の可能性を定量的に分析・評価する確率論的安全評価（ＰＳＡ）が多くの国で行われている」ことが指摘され，国外でのＳＢＯ事例や外部電源喪失事例についても検討された。
その上で，我が国においてはＳＢＯの事例が生じていないことや外部電源喪失頻度や外部電源復旧時間の値が米国に比べて優れていること，最近１０年間の非常用ディーゼル発電機の起動失敗確率の実績が米国の実績に比べて低いこと，我が国の代表的な原子力プラントのＳＢＯに対する原子炉の耐久能力は５時間以上と評価され米国の原子力規制委員会のＳＢＯ規則に対する条件を満たしているとした。（甲ロ１２）
安全情報検討会
被告国は，平成１５年以降，原子力発電所の安全規則に関する情報等を収集・評価し，必要な安全規制上の対応を行う目的で安全情報検討会を定期的に開催していたが，平成１６年１２月２６日のスマトラ沖地震に伴う津波の発生を受け，平成１７年６月８日に開催された第３３回安全情報検討会において，外部溢水問題に関する検討が開始され，同月１６日に開催された第４０回安全情報検討会において内部溢水に関する情報の検討の必要性が認識された。
溢水勉強会
ア設置経緯
被告国は，外部溢水及び内部溢水を問わず溢水問題を検討するため，平成１８年１月，保安院，原子力安全基盤機構，電気事業者等で構成する溢水勉強会を立ち上げ，調査検討を開始した（甲ロ４，丙ロ１０）。
イ概要
溢水勉強会は，平成１８年１月から平成１９年３月まで，合計１０回にわたり開催された。
平成１８年５月１１日に開催された第３回溢水勉強会においては，「想定外津波に対する機器影響評価の計画について（案）」（丙ロ１２の２）に従った影響評価の結果として，福島第一原発５号機について，以下のとおり，報告された（丙ロ１３の２）。
ａ津波水位の仮定
津波水位として，Ｏ．Ｐ．＋１４ｍ（敷地高さ（Ｏ．Ｐ．＋１３ｍ）＋１ｍ）及びＯ．Ｐ．＋１０ｍ（上記仮定水位と設計水位（Ｏ．Ｐ．＋５．６ｍ）の中間），時間として，長時間継続するものと仮定した。
ｂ津波水位による機器影響評価
まず，屋外機器，建屋，構築物への影響として，敷地高さを超える津波に対して建屋に浸水する可能性があることが確認され，具体的な流入口としては，海側に面したタービン建屋（Ｔ／Ｂ）大物搬入口，サービス建屋（Ｓ／Ｂ）入口等があり，機器については，津波水位Ｏ．Ｐ．＋１４ｍ及びＯ．Ｐ．＋１０ｍの両ケースともに，非常用海水ポンプが津波により使用不能な状態となる。


また，建屋への浸水による機器への影響として，津波水位Ｏ．Ｐ．＋１０ｍの場合には，建屋への浸水はないと考えられることから，建屋内への機器への影響はないが，津波水位Ｏ．Ｐ．＋１４ｍの場合は，タービン建屋（Ｔ／Ｂ）大物搬入口，サービス建屋（Ｓ／Ｂ）入口から流入すると仮定した場合，タービン建屋（Ｔ／Ｂ）の各エリアに浸水し，電源設備の機能を喪失する可能性がある。そして，その波及として，津波水位Ｏ．Ｐ．＋１４ｍのケースでは，浸水による電源の喪失に伴い，原子炉の安全停止に関わる電動機，弁等の動的機器が機能を喪失する。
平成１９年４月には，「溢水勉強会の調査結果について」と題する報告書が取りまとめられ（甲ロ４），同報告書において，福島第一原発の外部溢水に関して，「５号機を対象として津波による浸水の可能性がある屋外設備の代表例として，非常用海水ポンプ，タービン建屋大物搬入口，サービス建屋入口，非常用ＤＧ吸気ルーバの状況について調査を行った。タービン建屋大物搬入口及びサービス建屋入口については水密性の扉ではなく，非常用ＤＧ吸気ルーバについても，敷地レベルからわずかの高さしかない。非常用海水ポンプは敷地レベル（＋１３ｍ）よりも低い取水エリアレベル（＋４．５ｍ）に屋外設置されている。土木学会手法による津波による上昇水位は＋５．６ｍとなっており，非常用海水ポンプ電動機据付けレベルは＋５．６ｍと余裕はなく，仮に海水面が上昇し電動機レベルまで到達すれば，１分程度で電動機が機能を喪失すると説明を受けた。」と記載された。
第４地震・津波に関する知見
１本件設置等許可処分時の地震・津波に関する知見及びその後の進展等昭和４０年代においては，地震想定は現在と比較すると非常に単純なモデルに基づいており，揺れについてよく分かっていないことを前提に安全率に余裕を持たせるとしていた。また，この当時，津波に対する警戒は手薄で，津波波高を計算するシミュレーション技術は一般化しておらず（甲ロ７９の１），被告東電が本件設置等許可を申請した際には，過去に福島第一原発付近で観測された最大の津波である昭和３５年のチリ地震を参考にして，同地震において福島第一原発の南約５０ｋｍにある小名浜港で観測された潮位（波高）であるＯ．Ｐ．＋３．１２２ｍを最高潮位とした。昭和４６年に福島第一原発１号機が稼働を開始したが，その後，プレートテクトニクス理論の発展等，地震及び津波に関する科学的知見が蓄積されていき，また，津波の高さを理論的に求める方法やコンピューターの処理能力の向上により津波の数値予測ができるようになっていった。そして，昭和５８年の日本海中部地震，平成５年の北海道南西沖地震を受け，数値予測の改良が進み，津波の実態が把握できるようになっていった（甲ロ４８・１４頁）。
２太平洋沿岸部地震津波防災計画手法調査報告書（４省庁報告書）
（甲ロ１７）
策定経緯等
平成９年３月に策定された４省庁報告書は，「総合的な津波防災対策計画を進めるための手法を検討することを目的として，推進を図るため，太平洋沿岸部を対象として，過去に発生した地震・津波の規模及び被害状況を踏まえ，想定しうる最大規模の地震を検討し，それにより発生する津波について，概略的な精度であるが津波数値解析を行い津波高の傾向や海岸保全施設との関係について概略的な把握を行った」ものである。
同報告書は，Ａ（東北大学工学部教授。昭和３５年から津波の研究を開始。平成７年，通商産業省の原子力発電設置認可を担当する安全審査技術顧問），Ｂ（昭和４８年東京大学大学院博士課程修了，理学博士。平成元年東京大学地震研究所教授）をはじめとする有識者が委員会構成メンバーとなっていた（２，６９頁）。
概要
想定地震の地域区分については，地震地体構造論（地震の起こり方の共通している地域では地体構造にも共通の特徴があるとの前提から，日本周辺の地震の起こり方〔規模，頻度，深さ，震源モデルなど〕に共通性のある地域ごとに区分し，それと地体構造の関連性について研究するもの）の知見に基づく地域区分を行うこととし（９，１０，１２６，２３８頁），福島県沖を含む「Ｇ３」領域においては，既往最大の地震を１６７７年延宝房総沖地震であると特定し（１０頁），「想定地震の発生位置は既往地震を含め太平洋沿岸を網羅する」（９頁）という方針に従って，Ｇ３領域内で発生した延宝房総沖地震の断層モデル（震源断層の形状やその生成過程に関するモデル）を，同領域内の全域を対象として南北にずらして波源の設定を行った（１６２頁）。
そして，各地最大津波水位の計算値の精度を確認するため，津波の痕跡値との比較を行い，平均倍率及び評価指標を示し，計算値に増幅率（平均倍率１．２４２）を乗じ，沿岸での津波水位の計算値を現実に近いものに補正した（甲ロ１８）。
津波推計に際しては，沿岸部まで一律に６００ｍ格子の計算方法が採用され，かつ，遡上計算には不適当なモデル（高速演算型津波数値計算モデル）が使用された。
その結果，福島第一原発１号機から４号機が所在する福島県双葉郡大熊町の想定津波の計算値がＯ．Ｐ．＋６．４ｍ，福島第一原発５，６号機が所在する同郡双葉町の想定津波の計算値がＯ．Ｐ．＋６．８ｍとそれぞれ算出された（甲ロ１８）。
評価
ア将来起こり得る地震や津波につき過去の例に縛られることなく想定する基本的立場を前提に，既往最大津波と現在の知見に基づいて想定される最大地震による津波を比較し，より大きい方を対象津波として設定するという津波予測の手法を採り，津波に関する基本的考え方として，空白域や想定し得る最大規模の地震津波や津波地震を考慮対象としたこと，波源の位置を領域全体に移動させて検討したことは，後記平成１４年「長期評価」の考え方と整合性を有するものであった。
イ他方で，４省庁報告書における津波数値解析手法は，平成９年３月時点でも既に標準的に用いられていた津波数値解析手法を省略するなどした結果，津波の高さに大きな影響を与える海底地形等を十分考慮せず，沿岸部まで一律に６００ｍ格子間隔で数値解析を行ったものであり，その津波数値解析結果には誤差が含まれるものであったといえ，個々の地点における津波高さについて十分な精度をもって把握できるものではなかった。同報告書自体も「汀線付近の津波の挙動を把握するためには従来モデルを使用する必要がある」とし，詳細な計算格子と遡上計算を組み込んだモデルを使用する必要について触れていた。
３地域防災計画における津波対策強化の手引き（７省庁手引き）及びその別冊
である津波災害予測マニュアル
（甲ロ１５，１６）
策定経緯等


被告国（国土庁など７省庁）は，平成５年の北海道南西沖地震を踏まえ，「地域防災計画における津波対策強化の手引き」（７省庁手引き）（甲ロ１５）の作成に着手し，平成９年３月にこれを公表するに至った。
概要
７省庁手引き（甲ロ１５）においては，「津波という災害の特殊性を十分踏まえ，総合的な観点から津波防災対策を検討し，津波防災対策のより一層の充実を図ることが必要不可欠となっている」という認識のもと，「防災に携わる行政機関が，沿岸地域を対象として地域防災計画における津波対策の強化を図るため，津波防災対策の基本的な考え方，津波に係る防災計画の基本方針並びに策定手順等についてとりまとめ」られた。対象津波については「過去に当該沿岸地域で発生し，痕跡高など津波情報を比較的精度良く，しかも数多く得られている津波の中から，既往最大の津波を選定し，それを対象とすることを基本と」としつつ，「近年の地震観測研究結果等により津波を伴う地震の発生の可能性が指摘されているような沿岸地域については，別途現在の知見により想定し得る最大規模の地震津波を検討し，既往最大津波との比較検討を行った上で，常に安全側の発想から沿岸津波水位のより大きい方を対象津波として設定するもの」とされた。また，「沿岸津波水位」の把握に留まらず，「さらに詳細な検討が必要な場合には，陸上遡上計算を用いて対象沿岸地域とその背後地域における浸水域を想定し，被害を想定し，その評価を行う。」ことが必要であるとした。７省庁手引きの別冊とされた「津波災害予測マニュアル」（甲ロ１６）は，Ａ，Ｂ，Ｃ（当時は工業技術院地質調査所主任研究官。昭和６０年東京大学大学院博士課程中退，理学博士。平成２０年東京大学地震研究所地震予知情報センター教授）も委員として関わり，「地方公共団体が個々の海岸におけるきめ細かな津波災害対策を行うには，海岸ごとに津波の浸水予測値を算出した津波浸水予測図等を作成することが有効である」として，「予測図の作成方法等について明示する」ことを目的としたものである。同マニュアルでは，津波の推算（津波浸水予測計算）については，「①地殻変動に伴う津波の発生②外洋から沿岸への伝播    ③陸上への浸水，遡上の３過程に分けて考えることができる」とされ，推計結果の良否は，初期に与えた海面変動すなわち波源モデルの表現と，遡上域でのエネルギー損失の表現の適否に大きく依存するとされる。そして，全体としての津波浸水予測計算の精度を決定づける要素としては，①の波源モデルの設定と，③の津波が陸地に遡上した後の遡上域での計算条件の設定が極めて重要であり，逆に，②の当初の波源モデルによる津波が沿岸に到達するプロセスにおける推計による誤差は，相対的に小さいとした。
評価
ア基本的には，４省庁報告書と同様であり，将来起こり得る地震や津波につき過去の例に縛られることなく想定する基本的立場を前提に，既往最大津波と現在の知見に基づいて想定される最大地震による津波を比較し，より大きい方を対象津波として設定するという津波予測の手法を採った。また，津波に関する基本的考え方として，空白域や想定し得る最大規模の地震津波や津波地震を考慮対象とすることは，後記平成１４年「長期評価」の考え方と整合性があるものといえる。
イしかしながら，７省庁手引きは，その作成経緯や目的，作成手法からして，福島第一原発の沿岸部に「設定津波高」の津波が到来することを具体的に予測して作成されたものではない上，その作成に当たっては，地震学的根拠に基づく断層モデルを設定した上での数値計算がされていないことや，格子間隔が１００ｍとされ，それ以下の地形を考慮されておらず，防波堤等による遮蔽効果が十分に考慮されていないなど，相当程度，抽象化された調査手法が用いられていることから，個々の地点における浸水範囲及び浸水深を具体的に特定したものとはいえない。
４津波浸水予測図
（甲ロ７０の１～４）
策定経緯等
国土庁（当時）は，平成１１年３月，「４省庁報告書」の検討を踏まえて作成された「７省庁手引き」及びその別冊「津波災害予測マニュアル」（甲ロ１６）に基づいて，福島第一原発の立地点をも含む沿岸部を対象として，想定される「海岸に到達する津波高さ」によって，対象沿岸地域においてどの程度の津波による浸水（浸水高及び浸水域）がもたらされるかについて，海岸地形や地上の地形データを踏まえて，具体的に推計したものとして，津波浸水予測図を作成し，公表した。
概要
津波浸水予測図は，「個々の海岸における事前の津波対策を検討するための基礎資料となる」ものであり，かつ，「具体的には，この地図を見ることにより，津波による浸水域の広がり，浸水高さ及びその中に含まれる市街地・行政機関等の公共施設，工場等を抽出することができ，その地域における津波防災上の課題を明らかにすることが出来る。」とされた（甲ロ７１の１・５０頁）。
具体的には，気象庁が設定した「日本近海に想定した地震断層群」（甲ロ１６・４３頁）を前提に，その想定される地震断層モデルによる津波が，実際に，沿岸部に到達した上で陸上にどの程度遡上するかという予測結果を，実際の海底の地形及び陸上地形のデータを踏まえ，かつ移流項や海底摩擦項を省略することなく，津波シミュレーションの計算格子を１００ｍとして算出した。ただし，防波堤や水門等の防災施設や沿岸構造物による効果は考慮しなかった。
以上の結果，「設定津波高６ｍ」の「津波浸水予測図」（甲ロ７０の３）に基づいた場合，福島第一原発敷地へ遡上・浸水する津波の状況は，Ｏ.Ｐ.＋１０ｍ盤に立地する１号機から４号機のタービン建屋及び原子炉建屋では，タービン建屋の海側に面した領域において３～４ｍを示す「薄緑色」となるなど，ほぼ建屋全体が浸水することが示されており，全体として，１号機から４号機の立地点では敷地上から２～３ｍ程度の浸水となることが示された。さらに，「設定津波高８ｍ」（甲ロ７０の４）を前提とすれば，１から４号機の立地点のほぼ全域が地盤上２～３ｍ以上の浸水となることが示された。
評価
津波浸水予測図の作成手法は，当時の津波浸水計算の最新の知見を集約した「津波災害予測マニュアル」により，地震断層モデル（波源モデル）の設定についても，気象庁が一般防災を前提として設定した「日本近海に想定した地震断層群」（甲ロ１６・４３頁）の想定を前提として，津波の伝播計算等についても，防波堤等を考慮しない点を除けば，「津波災害予測マニュアル」が整理した最新の津波シミュレーションの方法に依拠したものであった。
５津波評価技術
（甲ロ６４，丙ロ７，Ｃ証人）
策定経緯等
原子力施設の津波に対する安全性評価技術の体系化及び標準化についての検討を行うことを目的として，社団法人土木学会原子力土木委員会に津波評価部会が設置された。平成１４年２月当時の主査はＡ    であり，委員にはＢ   ，Ｃ     ら専門家のほか，被告東電を含む電力会社の担当者もいた。


津波評価部会は，平成１４年２月，北海道南西沖地震津波を契機とした津波防災に対する関心の高まりや４省庁報告書の公表等を背景として，現時点で確立しており実用として使用するのに疑点のないものを取りまとめ，電力業界における原子力発電所の設計水位の標準的な設定方法を提案するものとして，コンピューターによって津波の潮位（波高）をシミュレーション計算する，津波評価技術を策定，公表した。
概要
津波評価技術は，津波の波源設定から敷地に到達する津波高さの算定までにわたる津波評価を体系化したものであり，その評価手法は以下のとおりであった。
ア既往津波の再現に必要な数値
想定津波（プレート境界付近，日本海東縁部及び海域活断層に想定される地震に伴う津波）の設定について，太平洋沿岸のようなプレート境界型の地震が歴史上繰り返して発生している沿岸地域については，各領域で想定される最大級の地震津波を既に経験していると考えられるという基本認識のもと，文献調査等に基づき，評価地点に最も大きな影響を及ぼしたと考えられる既往津波を評価対象として選定し，痕跡高の吟味を行うとともに，沿岸における痕跡高を説明できるよう断層パラメータ（媒介変数）を設定し，既往津波の断層モデルを設定する。
イ想定津波による設計津波水位の検討の方法
既往津波の痕跡高を最もよく説明する断層モデルを基に，津波をもたらす地震の発生位置や発生様式を踏まえたスケーリング則に基づき，想定するモーメントマグニチュード（Ｍｗ）に応じた基準断層モデルを設定する。その上で，想定津波の波源の不確定性を設計津波水位に反映させるため，基準断層モデルの諸条件を合理的範囲内で変化させた数値計算を多数実施し（パラメータスタディ），その結果得られる想定津波群の波源の中から評価地点に最も影響を与える波源を選定する。このようにして得られた想定津波について，既往津波との比較検討（既往津波等を上回ることの検討）を実施した上で，設計想定津波（想定津波群のうち，評価地点に最も大きな影響を与える津波）として選定し，それに適切な潮位条件を足し合わせて設計津波水位を求める。
ウ福島第一原発付近の設計想定津波
日本海溝沿いの海域において，北部では海溝付近に大津波の波源域が集中しており，津波地震・正断層地震が見られる一方，南部では１６７７年の延宝房総沖地震を除き，海溝付近に大津波の波源域は見られず，陸域に比較的近い領域で発生していると整理した。
この結果，津波評価技術では，福島県沖（日本海溝寄り）においては，福島県東方沖地震のみが既往の地震であり，福島県沖の日本海溝沿いでは津波地震が発生していないとし，１９３８年の福島県東方沖地震に基づくＭｗ７．９の断層モデルを基準断層モデルとして設定した。
評価
津波評価技術による設計津波水位の評価は，想定津波の波源の不確実性を設計津波水位に反映させるため，基準断層モデルの諸条件を合理的範囲内で変化させた数値計算を多数実施し（パラメータスタディ），その結果得られる想定津波群の波源の中から，評価地点に最も影響を与える波源を選定しており，この手順によって計算される設計想定津波は，平均的には既往津波の痕跡高の２倍になっていた。
また，津波伝播計算においては，移流項，摩擦項といった非線形項が無視できる深海部分においては線形の基礎方程式を用いて差し支えないとされる一方，移流項，摩擦項といった非線形項を無視することができない浅水部分においては，海底摩擦項と移流項を含んだ非線形の式を使い，４省庁報告書において，線形の基礎方程式が用いられていたことと異なり，非線形項を含んだ基礎方程式を用いることにより，精緻な津波伝播計算を行うことが可能な評価手法となっていたといえる。さらに，精緻な津波数値計算を行うため，海岸に近づくにつれより細かく，具体的には１００ｍ程度から海岸付近では２５ｍ程度，遡上域ではより細やかな５ｍ程度の格子間隔が使われ，海岸地形等が適切に反映できる計算格子間隔が設定された。
Ａは，津波評価技術の巻頭において，現時点で確立しており実用として使用するのに疑点のないものが取りまとめられていると述べ，米国原子力規制委員会（ＮＲＣ）が２００９年（平成２１年）に作成した報告書においても，津波評価技術について，世界で最も進歩しているアプローチに数えられると評価され（丙ロ４０・５９頁），国際原子力機関（ＩＡＥＡ）が平成２３年１１月に公表した報告書においても，ＩＡＥＡ基準に適合する基準例として参照された（丙ロ４１・１１３～１１６頁）。
そして，設計津波水位の評価方法に関する基本的な考え方は本件事故後に策定された原子力発電所の新規制基準においても変わりがない（丙ハ８０）。
イ他方，以下の点が指摘されるなどした。
津波評価技術の目的は，津波シミュレーションのための手法・技術の高度化にあり，想定すべき地震の検討については，中央防災会議などの他の機関の検討結果を取り入れることとし，独自の検討は行われなかった（甲ロ７９の１，１０３，Ｃ証人）。
また，対象津波を歴史記録が残る津波（約４００年）に限定しているが，既往最大の津波を考慮するなら津波が繰り返す期間が４００年より短いことが保証されなければならないところ，その根拠は示されていない（甲ロ５３・３３頁）。
さらに，歴史的なデータが不足している場合，言い換えれば時間軸が限定されている場合には，空間軸を拡大することで標本数を増やすことによって統計的な検証が可能となるところ，津波評価技術においては，基準断層モデルの設定のための領域区分は地震地体構造論の知見に基づくとし，福島県沖を含む「Ｇ３」領域では，さらに領域区分を行い，「Ｇ３」領域内で既往最大である１６７７年延宝房総沖地震（津波地震）の波源を福島県沖（日本海溝沿い）に設定しなかった。被告国は，本件事故後に国際原子力機関（ＩＡＥＡ）に提出した報告書において，設計の考え方の観点からみると，原子力発電所の耐震設計においては，考慮すべき活断層の活動時期の範囲を１２～１３万年以内（旧指針では５万年以内）とし，大きな地震の再来周期を適切に考慮するようにしており，さらにこの上に，残余のリスクも考慮することを求めているのに対し，津波に対する設計は，過去の津波の伝承や確かな痕跡に基づいて行っており，達成すべき安全目標との関係で，適切な再来周期を考慮するような取組みとはなっていなかったとした（甲ロ４６の１及び２）。
６三陸沖から房総沖にかけての地震活動の長期評価について（長期評価）
（甲ロ３，５０）
策定経緯等
平成７年に発生した阪神・淡路大震災を踏まえて，全国にわたる総合的な地震防災対策を推進するために，政府の特別の機関として総理府（平成１４年当時は文部科学省）に設置された地震調査研究推進本部（地震本部）は，平成１４年７月３１日，長期評価を公表した。


Ｄ（昭和４５年東京大学大学院修士課程修了，理学博士。平成元年東京大学地震研究所教授）は，地震学を専門とし，特に地震及び津波の長期予測について研究し，上記地震本部地震調査委員会委員，同長期評価部会長を務めた（甲ロ５３）。
概要
ア長期評価は，主として，固有地震モデルという理論，すなわち，個々の断層又はそのセグメントからは，基本的にほぼ同じ規模の地震が繰り返し発生するという考え方に基づいて，三陸沖から房総沖までの太平洋沖を８個の領域に区分した上で，個々の領域内において繰り返し発生する最大規模の地震を固有地震と定義し，その固有地震と同規模の地震が発生する確率を論じた。固有地震については，地震が発生してない期間が長ければ長いほど，地震発生の確率は高くなっていくと考えられ，最新活動履歴が判明している三陸沖北部のプレート間地震については，発生年や発生間隔を取り入れて計算するＢＰＴ分布を用いて地震発生の確率を算定した。イ「三陸沖北部から房総沖の海溝寄り」と名付けられた海域（以下「日本海溝付近」という。）のプレート間大地震（津波地震）について，日本海溝付近のプレート間で発生したマグニチュード８クラスの地震は１７世紀以降では，１６１１年の慶長三陸地震，１６７７年の延宝房総沖地震，明治２９年（１８９６年）の明治三陸地震が知られているが，これらの地震は，同じ場所で繰り返し発生しているとはいい難いため，固有地震であるとは特定できないとし，明治２９年（１８９６年）の明治三陸地震についてのモデルを参考にし，断層の長さが日本海溝に沿って２００ｋｍ程度，幅が約５０ｋｍの地震が，同じ構造をもつ三陸沖北部から房総沖の海溝寄り（日本海溝付近）の領域内のどこでも発生する可能性がある（甲ロ５マグニチュー
ド８クラスのプレート間大地震は，過去４００年間に３回発生していることから，この領域全体では約１３３年に１回の割合でこのような大地震が発生すると推定されるとし，ポアソン過程（一定時間の中で偶然に起きる事象の数の分布を示す数式であるポアソン分布に従って確率を計算するための理論であり，その事象が当該期間内に発生する平均回数に着目して発生確率を計算するもの）により，今後３０年以内の発生確率は２０％程度，今後５０年以内の発生確率は３０％程度と推定されるとした。もっとも，同領域内の特定の海域では，断層長（２００ｋｍ程度）と領域全体の長さ（８００ｋｍ）の比を考慮して，ポアソン過程により，今後３０年以内の発生確率は６％程度，今後５０年以内の発生確率は９％程度と推定されるとした。
評価
地震本部の設置の根拠となっている地震防災対策特別措置法７条２項１号は，その所掌事務の一つを「地震に関する観測，測量，調査及び研究の推進について総合的かつ基本的な施策を立案すること」としており，その政府の公的機関としての目的及び役割からして，地震本部が公表した長期評価は，防災を目的とした被告国の「公的見解」であって，個々の専門家が発表した地震や津波についての「論文」や学会での「報告」類とは，目的，性質，そしてその重要性が根本的に異なる。長期評価の根底にある考え方は，歴史資料は不十分であることに留意し，津波の繰り返し間隔が長い場合には歴史に残らない可能性を考慮し，歴史地震が起きていないのは，単に記録に残っていないだけであり，実際には起きているかもしれないと考えたものといえる（甲ロ５３・３３頁）。
長期評価に先立つ津波地震の知見の進展があり，特に長期評価の前提となる津波地震の意義と低周波地震の発生帯が確認されている。また，津波地震が海溝軸近くのプレート境界で起こるという知見は既に確立されていた（甲ロ５３，甲ロ５７の１・２，甲ロ１１２，甲ロ１３１，甲ロ１６４，Ｄ証人，Ｃ証人）。
長期評価策定に当たり，地震調査委員会長期評価部会の海溝型分科会では，過去の明治２９年（１８９６年）明治三陸地震，１６１１年慶長三陸地震，１６７７年延宝房総沖地震という三つの津波地震を個々に評価し，将来の地震を長期評価する際の領域分けについて，具体的な議論が繰り返し行われている。その結果，日本海溝寄り南北にわたる前記明治三陸地震，慶長三陸地震，延宝房総沖地震がいずれも津波地震であることはＣ証人も含めて賛成があり，最大公約数的な結論として長期評価策定に当たって確認された（甲ロ５１の１～６，甲ロ１３２，Ｃ証人）。
長期評価における日本海溝寄りの津波地震に関する地震評価は，その後の改訂を通じても確認維持されており（甲ロ８５，丙ロ４８），津波評価技術を策定した土木学会津波評価部会においても，平成１４年以降，福島県沖を含む三陸沖から房総沖の日本海溝寄りにかけてどこでも津波地震が起こり得るとの「長期評価」の考え方を取り入れて議論し，少なくとも福島県沖日本海溝寄りで延宝房総沖地震と同様の津波地震が起こることを想定している（甲ロ１６３，Ｃ証人）。
被告東電のＥらは，米国フロリダ州マイアミで平成１８年７月１７日から同月２０日に開催された第１４回原子力工学国際会議（ＩＣＯＮＥ―１４）において発表した論文（マイアミ論文）の冒頭において「津波評価では，耐震設計と同様に，設計基準を超える現象を評価することが有意義である。なぜなら，設計基準の津波高さを設定したとしても，津波という現象に関しては不確かさがあるため，依然として，津波高さが，設定した設計津波高さを超過する可能性があるからである」とし，ＪＴＴ系（三陸沖北部から房総沖の海溝寄りのプレート間大地震）について，「ＪＴＴ系列はいずれも似通った沈み込み状態に沿って位置しているため，日本海溝沿いの全てのＪＴＴ系列において津波地震が発生すると仮定してもよいのかもしれない」と述べ（甲ロ２５・３頁），既往津波が確認されていないＪＴＴ２の領域（甲ロ２５・４頁図２，表１）についても，既往地震であるＪＴＴ１（明治２９年（１８９６年）明治三陸沖津波）と同じモーメントマグニチュード（Ｍｗ）を仮定し，最大マグニチュード８．５，日本海溝沿いのより南方でも明治２９年（１８９６年）明治三陸地震と同様の津波地震が生じ得るという想定，すなわち，長期評価に沿った波源の設定を行った。
イ他方で，以下の点が指摘されるなどした。


三陸沖北部から房総沖の海溝寄りという領域設定について低周波地震を極端に大きくしたものが津波地震であり，昭和５５年に発表されたＦ・Ｇ「日本海溝の内壁直下の低周波地震ゾーン」（甲ロ５７の１，２）に掲載されている低周波地震の分布図においては，津波地震である明治三陸地震が発生した三陸沖の海溝沿い（北部）では低周波地震や超低周波地震を示す印が多く認められる一方，本件地震前に津波地震の発生が認められなかった宮城県沖や福島県沖の海溝沿い（南部）では，低周波地震や超低周波地震を示す印は少なく，また，Ｈ    ほか「日本海溝前弧域（宮城県沖）における地震学的探査―ＫＹ９９０５航海―」（平成１３年）（丙ロ６７），Ｉ    ほか「日本海溝域におけるプレート境界の弧沿い構造変化：プレート間カップリングの意味」（平成１４年）（丙ロ５４の１，２）等においては，日本海溝沿いの北部と南部で地形，地質が異なることが指摘されていたが，長期評価を作成するに当たって，日本海溝沿いのプレート構造や地形の違いについて具体的に議論された形跡はみられず，その区分は，過去に発生した地震に基づいてなされた。
日本海溝沿いで発生したとされる地震について
長期評価においては，慶長三陸地震，延宝房総沖地震及び明治三陸地震を一つのグループとし，同様の津波地震が三陸沖北部から房総沖の海溝寄りにかけてどこでも発生する可能性があるとされたが，平成１４年以降現在に至るまで，地震学会で日本海溝沿いの津波地震としてコンセンサスが得られているのは，明治２９年（１８９６年）明治三陸沖津波地震だけで，慶長三陸地震については震源域が明らかではなく，日本海溝沿いではなく千島沖で発生したとする見解もあり，また，延宝房総沖地震についても震源域が明らかではなく，そもそも浅い領域で起こるプレート間地震であるかどうかも不明であるとする見解もあった。（甲ロ５１の１，甲ロ５１の３）
海溝型分科会の議論状況及び長期評価における「なお書き」海溝型分科会では，長期評価の見解とはそぐわない前記の見解が示され，長期評価部会及び地震調査委員会が，長期評価の内容に対して問題点や異なる領域設定を検討する必要性を指摘していたほか，データとして用いる過去地震に関する資料が十分にないこと等による限界があることから，評価結果である地震の発生確率や予想される次の地震の規模の数値には誤差を含んでおり，防災対策の検討など評価結果の利用にあたってはこの点に十分留意する必要があるとのなお書きが付された（甲ロ５０・１枚目）。
地震本部は，防災機関が長期評価を利用する前提として，長期評価が示した判断について，どの程度信頼に足るものなのかを評価が分からなければ，執行者である防災機関において，どの地震発生領域を優先して防災計画を策定すべきかの判断に困難が伴うことから，長期評価が示したそれぞれの判断に信頼度を付すべく，平成１５年３月２４日，「プレートの沈み込みに伴う大地震に関する長期評価の信頼度について」（丙ロ２７）を公表した。
そして，地震本部が公表したプレートの沈み込みに伴う大地震（海溝型地震）に関する長期評価について，評価に用いられたデータの量及び質において一様でなく，そのためにそれぞれの評価結果についての精粗があり，その信頼性には差があるとし，評価の信頼度を「Ａ：（信頼度が）高い，Ｂ：中程度，Ｃ：やや低い，Ｄ：低い」の４段階に分けた。長期評価における「三陸北部から房総沖の海溝寄りのプレート間大地
発生領域の評価の信頼度Ｃ」，
規模の評価の信頼度    発生確率の評価の信頼度Ｃ」とされた。
発生領域の評価の信頼度」において「Ｃ」とされた
ことの意味は，その域内のどこかで地震が起こることは確実に分かっているが，その領域内のどこで起きるかが分からないということであって，その領域内で起こらないということを意味するものではないとの証言（甲ロ１３１，Ｄ   発生確率の評価の信頼度」において「Ｃ」とされたことの意味は，明治三陸地震の震源域の位置が南北について厳密に定まらないということであって，津波地震が起きない，あるいは起きるか曖昧であるということを意味するものではないとの証言（甲ロ１３１，Ｄ証人）もある。
長期評価においても，「三陸沖北部および三陸沖南部海溝寄り以外の領域は，過去の地震資料が少ないなどの理由でポアソン過程として扱ったが，今後新しい知見が得られればＢＰＴ分布を適用した更新過程の取り扱いの検討が望まれる。」と指摘された（甲ロ５０・７頁）。中央防災会議（災害対策基本法に基づき設置された内閣の重要政策に関する会議で，防災基本計画の作成や防災に関する重要事項の審議等を行い，本部長（内閣総理大臣）及び本部員（全閣僚，指定公共機関の代表者及び学識経験者）より構成される。）が設置した日本海溝・千島海溝周辺海溝型地震に関する専門調査会においても長期評価の考えは採用されなかった（甲イ２，丙ロ２８）ほか，合同ＷＧでも長期評価に基づく検討を要求されなかった。
７平成１８年耐震設計審査指針
策定経緯等
原子力安全委員会は，平成１８年９月１９日，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」を改訂した（平成１８年耐震設計審査指針）。同指針において，「８．地震随伴事象に対する考慮」の中で，津波に関して，「施設は，地震随伴事象について，次に示す事項を十分に考慮したうえで設計さ
施設の供用期間中に極めてまれではあるが
発生する可能性があると想定することが適切な津波によっても，施設の安全機能が重大な影響を受けるおそれがないこと。」とされた。
バックチェックルール
保安院は，平成１８年９月２０日，平成１８年耐震設計審査指針を受け，被告東電を含む原子力事業者等に対し，「『発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針』等の改訂に伴う既設発電用原子炉施設等の耐震安全性の評価等の実施について」において，「新耐震審査指針に照らした既設発電用原子炉施設等の耐震安全性の評価及び確認に当たっての基本的な考え方並びに評価手法及び確認基準について」（以下「バックチェックルール」という。）を策定し，稼働中の発電用原子炉施設等についてバックチェックの実施とその実施計画の作成を求めた（甲ロ７）。
バックチェックルールにおいて，津波に対する安全性についての評価手法として，既往の津波の発生状況，活断層の分布状況，最新の知見等を考慮して，施設の供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性がある津波を想定し，数値シミュレーションにより評価することを基本とするとされた。
８その他
貞観津波に関する知見
ア内容


貞観津波に関しては，平成１４年当時の時点で，多くの研究者によって，正史，伝承，津波堆積物などからその被害，波源モデル，規模，浸水域などに関する研究が着実に進められていた。すなわち，貞観津波の被害が甚大であったこと，海岸から３ｋｍほどまで津波が押し寄せたこと，その津波は仙台平野からさらに以南の福島県沖相馬付近まで及んでいたことなどは，当時の知見として確立していた。
イ現時点では，本件津波の浸水域は，この貞観津波の浸水域に近いとの知見が得られているが，その基礎となる上記知見は，平成１４年までに集積されていたものである。
ＩＡＥＡ（国際原子力機関）福島第一原子力発電所事故事務局報告書
（甲ロ１６０，１６１の１，２）
ＩＡＥＡは，平成２７年９月，本件事故の検証を踏まえ，福島第一原子力発電所事故事務局長報告書を公表し，ドライサイト，ウェットサイトの考え方（ドライサイトコンセプト）が「原子炉施設の津波に対する安全確保措置に関して，最も基本的な原則として確立した考え方」とし，ウェットサイトに転じた場合，所管機関が効果的かつ迅速に対応して，その根拠の最終確認を得るまでの間，暫定策の実施によって安全を確保する必要があるとした。
９各種知見を踏まえた被告東電の対応
平成６年における被告東電による津波想定
ア平成５年７月１２日に発生した北海道南西沖地震で多大な津波被害が発生したことを受け，同年１０月１５日，原子力発電所の安全審査を担当していた通商産業省資源エネルギー庁（当時）は，被告東電を始めとする電力事業者で組織する電気事業連合会に対し，既設原子力発電所の津波に対する安全性のチェック結果の報告を求め（丙ロ５），これを受け，被告東電は，平成６年３月３１日に報告書をまとめた（甲ロ３１，丙ロ６）。イ同報告書において，文献調査（１１件）に基づき，福島第一原発・第二原発の敷地に影響を及ぼす可能性のある地震として，慶長地震津波（１６１１年），宝永地震津波（１６７７年），チリ地震津波（１９６０年）を選定の上，これを基に予測式により敷地に来襲する津波高さの推定を行い，結果として，福島第一原発においては，最大水位上昇量等についてはチリ地震津波による値が最も大きいとし，満潮時における最高数位はＯ．Ｐ．+３．５ｍになるが，主要施設が被害を受けることはないとした（丙ロ６・４頁，１３頁）
電気事業連合会による「『太平洋沿岸部地震津波防災計画手法調査』への
対応について」
（甲ロ６２）
ア被告東電を含む電気事業連合会は，４省庁報告書への対応について検討を行い，平成９年７月２５日に「『太平洋沿岸部地震津波防災計画手法調査』への対応について」という報告書を作成した。
イ同報告書には，４省庁報告書から読み取った津波高さは，福島第一原発等において，冷却水取水ポンプモーターのレベルを超える数値となっており，また，４省庁委員会が設定した想定地震の断層パラメーターを用い，独自に数値解析した結果，福島第一原発等は，余裕のない状況となっていること，さらに，想定地震の断層パラメーターのバラツキ及び計算誤差を考慮して，仮に上記値の２倍の津波高さの変動があるものとすると，太平洋側のほとんどの原子力地点において，水位上昇によって冷却水取水ポンプモーターが浸水することになることが記載され，また，対応策等の考え方の一つとして水密モーターの採用が挙げられているが，原子力で採用するためには，開発及び耐震性等の確証試験を行う等の問題があること等が記載されていた。
電気事業連合会の「７省庁津波に対する問題点及び今後の対応方針」
（甲ロ１７０）
ア作成経緯
被告東電を中心とする電気事業連合会は，通商産業省（当時）を通じて「７省庁手引き」等の草稿（ドラフト版）を入手し検討し，平成９年１０月１５日，「７省庁津波に対する問題点及び今後の対応方針」と題する文書を作成した。
イ概要
上記文書においては，「７省庁手引き」等が，原子炉施設の地震津波の安全の確保に関して「地震地体構造的見地から想定される最大規模の地震津波」を考慮するものとしていることが記載されている。また，原子力規制委員会が平成２７年に開示した上記文書には，「ＭＩＴＩ（通商産業省）は情報の収集に努める」，「電力は独自に地震地体構造を自主保安でチェックする」，「バックチェックの指示はきっかけがない（電事連ペーパーで自主的に行う）」との書込みがされていた（甲ロ１７２の２）。
津波評価技術に関わる検討
（丙ロ８）
ア検討経緯
被告東電は，平成１４年３月，津波評価技術に従って，「津波の検討―土木学会「原子力発電所の津波評価技術」に関わる検討―」を策定し，保安院に対し福島第一原発の設計津波最高水位を報告した（丙ロ８）。
イ概要
被告東電は，津波評価技術に基づく津波推計計算を以下のとおり実施した。すなわち，同計算では，津波評価技術の「既往最大」の考え方に基づいて，明治三陸地震や延宝房総沖の津波地震の波源モデルを福島県沖の日本海溝寄りに想定することはせず，より陸寄りの塩屋崎沖地震の波源モデルをその発生場所付近に想定して推計し，その結果，塩屋崎沖地震の波源モデルを該当領域に想定した場合に最大の津波高さとなったため，塩屋埼沖地震の波源モデルを前提に波源の位置についてパラメータスタディを実施し，その推計の結果として，海水ポンプ等が設置されていたО.Ｐ.＋４ｍ盤を超えるＯ．Ｐ．＋５．７ｍの津波の襲来があり得るものとした。
ウ評価
この推計結果は，原子炉施設の津波防護策の基礎とするに足りるものと評価され，被告東電は，非常用海水ポンプの嵩上げ，建屋・貫通部等の浸水防止対策と手順書の整備をし（丙ロ８，乙イ２の１・１７頁），保安院に対し，安全確保は可能である旨報告した。
平成２０年における推計
（甲ロ２７）
ア検討経過等
被告東電は，平成２０年２月頃，有識者に対し，明治三陸地震と同様の地震が日本海溝寄りの領域でどこでも発生する可能性があるとの知見をいかに取り扱うべきか意見を求めたところ，福島県沖海溝沿いで大地震が発生することは否定できないので波源として考慮すべきと回答を得た。これを踏まえて，被告東電は，長期評価に基づいて，明治２９年（１８９６年）明治三陸地震の波源モデルを福島県沖の日本海溝沿いにおいて試算を行い，推計を作成した。なお，この推計は，平成２３年３月７日に被告国に対して報告された（甲イ２本文編４０４頁）。
イ概要


明治２９年（１８９６年）明治三陸地震の波源モデルを福島県沖の日本海溝沿いにおいた上で，福島第一原発の各号機，敷地内においてどの程度の津波高さになるかという具体的な計算段階では，津波評価技術による計算手法（パラメータスタディ等）を用いて，各号機における津波高さを算出した。
その結果，敷地南側で最大でＯ．Ｐ．＋１５．７ｍの津波高さ（解析値）を得た。１号機ないし３号機の立地点で浸水深１ｍ前後，４号機の立地点で２ｍ前後に達した。（甲ロ１７８）
なお，その後の試算では，１６７７年延宝房総沖地震の波源モデルを福島県沖の日本海溝寄りにおいた場合には，Ｏ．Ｐ．＋１３．６ｍの津波高さも得ていた（甲ロ２７）。
ウ対応
被告東電は，平成２０年６月，７月に，上記推計に基づき，対応策についての会議を実施した（甲ロ２８・添付資料２－１）。
長期評価についての検討委託
被告東電は，最大の試算結果を把握した後，社団法人土木学会に対し，長期評価における知見に基づき津波評価をするための具体的な波源モデルの策定に関する検討を委託し，平成２４年１０月を目途に結論が出される予定の検討結果如何で対策を講じる予定としていた（甲イ２本文編４０５頁，乙イ２の１，丙ロ８２）。
第２章内閣総理大臣が本件設置等許可処分をしたことは国賠法１条１項の適用上
違法かについて
第１国賠法１条１項の「違法」
国賠法１条１項は，国又は公共団体の公権力の行使に当たる公務員が，その職務を行うについて，違法に他人に損害を加えたことを国家賠償請求権の成立要件としているところ，ここでいう「違法」とは，公権力の行使に当たる公務員が個別の国民に対して負担する職務上の法的義務に違背することをいう（最高裁昭和６０年１１月２１日第一小法廷判決・民集３９巻７号１５１２頁，最高裁平成１７年９月１４日大法廷判決・民集５９巻７号２０８７頁等）。そして，法が，当該公務員に対し，個別の国民における結果発生の危険性との関係でどのような職務上の法的義務を課しているかを検討する前提として，予見可能性が考慮要素となり，その判断は，当該職務行為をした時点における科学技術水準や科学的知見を離れて論ずることはできない以上，当該公務員が個別の国民との関係において職務上の法的義務を負っているか否かは，当該職務行為をした時点を基準時として判断すべきである。
また，国賠法１条１項の対象となる公権力の行使は，多種多様であることから，当該公権力を行使する公務員がいかなる職務上の法的義務を個別の国民に対して負っているかについては，当該公権力の行使の内容及び性質を踏まえ，行政行為であれば，当該行政行為の根拠法令上，当該公務員が当該行政行為を行うに当たって個別の国民に対し，どのような法的義務を負っており，これに違背しているといえるかを検討すべきである。
第２原子炉設置許可処分，変更許可処分に係る違法性判断基準
１判断基準
本件設置等許可処分が国賠法上違法と評価されるか否かを判断するに当たっては，前記のとおり，その処分の内容や性質を考慮してその判断基準を具体的に検討する必要がある。
この点，処分時炉規法２３条１項は，原子炉を設置しようとする者は，政令で定めるところにより，内閣総理大臣の許可を受けなければならないと定め，同法２４条２項は，内閣総理大臣は，原子炉設置の許可をする場合においては，同条１項各号の設置許可の基準の適合性について，あらかじめ原子力委員会の意見を聴き，これを尊重してしなければならないと定め，同項４号は，原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質，核燃料物質によって汚染された物又は原子炉による災害の防止上支障がないものであることを求めている。
そして，本件設置等許可処分当時，原子力委員会には，原子炉安全専門審査会が置かれ，同審査会は，原子炉に係る安全性に関する事項を調査審議することとされており，審査委員は，学識経験のある者及び関係行政機関の職員で組織され，原子力に関する専門的な分野はもとより，地震，気象その他幅広い範囲にわたる専門家によって構成されていたこと，その調査審議においては，当該原子炉施設そのものの工学的安全性，平常運転時における従業員，周辺住民及び周辺環境への放射線の影響，事故時における周辺地域への影響等を，原子炉設置予定地の地形，地質，気象等の自然的条件，人口分布等の社会的条件及び当該原子炉設置者の技術的能力との関連において，専門的知見に基づく多角的，総合的見地からの検討が必要とされたこと等，原子炉施設の安全性に関する審査の特質を考慮すれば，処分時炉規法２４条１項３号（技術的能力に関する部分に限る。），４号所定の基準の適合性については，各専門分野の学識経験者等を要する原子力委員会の科学的，専門的知見に基づく意見を尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断に委ねる趣旨と解するのが相当である。
そして，処分時炉規法２４条１項４号が原子炉設置許可処分の基準として，原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質，核燃料物質によって汚染された物又は原子炉による災害の防止上支障がないものであることという抽象的な許可基準を定めるにとどめたのは，原子炉設置許可の際に問題とされる事柄が極めて複雑で，高度の専門技術的事項に係るものであり，しかも，それらに関する技術及び知見が不断に進展，発展，変化することから，許可要件について法律をもってあらかじめ具体的かつ詳細な定めをしておくことは，判断の硬直化を招き適切ではないことによるものである。そのため，同号は，その審査基準の具体的内容については下位の法令及び内規等で定めることを是認し，これを原子力委員会の意見を尊重して行う内閣総理大臣の専門技術的裁量に委ねる趣旨と解すべきである。
また，原子炉施設は，高度の科学技術及び知見を動員して作られた極めて複雑な技術体系を有するものであり，これに係る安全性の判断は，特定の専門分野のみならず，関連する多くの専門分野の専門技術的知見，実績，審査委員の学識，経験等を結集した上での総合的判断の上に成り立つものであり，しかも，この安全性を適切に判断するためには，その時点において確定不可能な将来の予測に係る事項についての対策の相当性に関する判断まで行うことが求められるのであるから，その安全性の判断は極めて複雑多岐にわたる事項についての調査審議を経た上でされるものである。これらのこと等からすれば，処分時炉規法は，その要件充足性についての判断についても，原子力委員会の意見を尊重して行う内閣総理大臣の専門技術的裁量に委ねているというべきである。


２原子炉設置許可処分，変更許可処分が国賠法上違法と評価される場合前記のとおり，原子炉設置許可処分，変更許可処分における安全審査に当たっては，原子力委員会の意見を尊重して行う内閣総理大臣の専門的技術的裁量が認められていると解されることから，原子炉設置許可処分，変更許可処分が国賠法１条１項の適用上違法とされるのは，少なくとも当時の科学技術水準や科学的，専門技術的知見に照らし，原子力委員会若しくは原子炉安全専門審査会における調査審議に用いられた具体的審査基準に不合理な点があり，又は原子力委員会若しくは原子炉安全専門審査会が行った調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があり，内閣総理大臣の判断がこれに依拠してされたと認められることが必要というべきである。
第３本件設置等許可処分の違法性
１具体的審査基準について
福島第一原発１号機から３号機までの設置許可における安全審査の前提となった指針は，昭和３９年原子炉立地審査指針であり，同４号機の設置許可における安全審査の前提となった指針は，昭和３９年原子炉立地審査指針及び昭和４５年安全設計審査指針であった。
そして，前提事実記載のとおり，昭和３９年原子炉立地指針は，原子炉の立地条件の適否を判断するために策定されたものではあるが，それは単に，地理的要因のみから原子炉施設の立地の適否を検討するための指針ではなく，事故時に公衆の安全を確保するといった視点から，事故時に公衆の安全を確保するために必要な「原則的立地条件」を踏まえて「基本的目標」を設定し，万一の事故を仮定（重大事故），仮想（仮想事故）し，原子炉施設と公衆との離隔の確保を求めた要件を確認することで立地の適否を判断することとしており，内容的にも当時の知見に照らして不合理なものとはいえず，本件設置等許可処分当時においても変わりはない。また，昭和４５年安全設計審査指針も，前提事実記載の内容からすれば，当時の知見を踏まえたもので，不合理なものとはいえず，本件設置等許可処分当時においても変わりはない。よって，原子力委員会及び原子炉安全専門審査会における調査審議に用いられた具体的審査基準に，当時の科学技術水準や科学的，専門技術的知見に照らし，不合理な点があるとはいえない。
２調査審議及び判断の過程について
１号機の設置許可申請に対する審査について
前記認定のとおり，１号機の調査審議は，「安全対策」「平常運転時の被ばく評価」「各種事故の検討」「災害評価」について検討の上，安全性を審査しているのであって，当時の科学技術水準や科学的，専門技術的知見に照らし，その調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるとはいえない。
２号機から４号機までの設置許可申請の審査について
２号機から４号機までの審査内容についても，前記認定のとおり，１号機における審査をおおむね踏襲する内容の検討の上，安全性を審査しているのであって，当時の科学技術水準や科学的，専門技術的知見に照らし，その調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるとはいえない。
３原告らの主張について
具体的審査基準について
原告らは，具体的審査基準について，①起因事象として，米国で考慮された外部事象を考慮せず，内部事象に限ったこと，②共通原因故障を考慮せず，単一故障を仮定したこと，③長時間電源喪失を考慮しなかったことは不合理である旨主張する。
しかしながら，昭和４５年安全設計審査指針においては，「敷地の自然条件に対する設計上の考慮」及び「耐震設計」について定め，外部事象に対する防護設計による安全性を確認することを求めており，また，非常用電源設備については，単一故障を仮定しても，工学的安全施設や安全保護系等の安全上重要かつ必須の設備が，所定の機能を果たすに十分な能力を有するもので，独立性及び重複性を備えた設計であることを求めていたといえ，当時の科学技術水準や科学的，専門技術的知見に照らし，不合理な点があるとはいえない。
要件該当性の認定判断について
原告らは，要件該当性の認定判断について，①本件原発の敷地は海抜３５ｍの台地を海抜１０ｍまで削って作っており，その地盤は比較的脆弱な岩盤であり，明らかに耐震設計が不十分であったこと，②外部電源系を一般産業施設と同程度でよいとされ，原子炉施設の危険性が考慮されていなかったこと，③１号炉に設置された非常用ディーゼル発電機（耐震設計重要度分類Ａクラス）は，僅か１台であって多重性の要件を欠き，しかも耐震設計重要度分類Ｂクラスのタービン建屋の地下１階に設置されたこと，④立地条件として，重大事故及び仮想事故に放出される一定の放射線量の目安が設定されるも，本件事故後の積算線量は，大幅にその目安を超えていること，⑤被告国は，被告東電の許可申請後僅か６か月で許可をしたことをもって，不合理である旨主張する。
しかしながら，①について，岩盤として比較的脆弱である点は科学的根拠をもって認めるに足らず，そもそも，本件事故の事故原因との関わりも認められない。また，②③についても，本件事故は，本件津波の到来により非常用ディーゼル発電機が被水し，機能喪失に至ったものであり，機能喪失が地震動によるものであったとは認められないこと，また，証拠（丙ハ５２）によれば，通商産業省の調査機関として設置された原子力発電所安全基準委員会が昭和３６年４月に策定した「原子力発電所安全基準第一次報告書」は，原子力発電所に関する安全基準としては世界で初めて系統的に検討されたものであるところ（丙ハ５２・１頁），同報告書において，耐震設計の重要度による分類として「機器等において，その部分により要求される重要度が異なる場合は原則としてその重要度分類に応ずる許容応力等を該当部分に適用する。ただし重要度の低い部分の損傷等が重要度の高い部分に損傷を与えるおそれのある場合には重要度の高い部分に対する許容応力等を低い部分に対しても用いる」（丙ハ５２・６００頁）とされ，１号機についてもこれによっているものと認められることから，Ａクラスの非常用ディーゼル発電機をＢクラスのタービン建屋地下１階に設置したことをもって，直ちに不合理とはいえない。さらに，１号機の設置許可申請時（昭和４１年），非常用ディーゼル発電機が１台のみであったとする点も，非常用電源設備について「独立性および重複性」を要求されたのは昭和４５年安全設計審査指針からであり，当時，原子力発電所に関する安全基準としては世界で初めて系統的に検討された原子力発電所安全基準第一次報告書において，一つのプラントにつき非常用ディーゼル発電機を２台設置することは要求されていなかったこと（丙ハ５２・２７３頁）等からすれば，当時の科学技術水準や科学的，専門技術的知見に照らし，不合理とはいえない。④⑤も，本件事故との関係で，当時の科学技術水準や科学的，専門技術的知見に照らし，調査審議及び判断の過程における看過し難い過誤，欠落に当たるものとはいえない。
４小括


以上のとおり，本件設置等許可処分当時の科学技術水準や科学的，専門技術的知見に照らし，原子力委員会及び原子炉安全専門審査会における調査審議に用いられた具体的審査基準に不合理な点があるとはいえず，また，原子力委員会及び原子炉安全専門審査会の行った調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるともいえないから，これに依拠してされた本件設置等許可処分が国賠法１条１項の適用上違法と評価されることはない。
第４結論
よって，本件設置等許可処分は，国賠法上，違法とはいえず，この点についての原告らの主張は認められない。
第３章経済産業大臣が規制権限を行使しなかったことは国賠法１条１項の適用上
違法かについて
第１規制権限の不行使における違法性
１規制権限の不行使という不作為が国賠法上違法であるというためには，当該公務員が規制権限を有し，規制権限の行使によって受ける国民の利益が国賠法上法的に保護されるべき利益であることに加えて，同権限不行使によって損害を受けたと主張する特定の国民との関係において，当該公務員が規制権限を行使すべき義務が認められ，同作為義務に違反することが必要である。２そして，規制権限行使の要件が法定され，同要件を満たす場合に権限を行使しなければならないとされているときは，同要件を満たす場合に作為義務が認められることになるが，規制権限の要件は定められているものの，権限を行使するか否かにつき裁量が認められている場合や，権限行使の要件が具体的に定められていない場合には，規制権限の存在から直ちに作為義務が認められることにはならず，作為義務の導出に当たっては，被害の予見可能性，結果回避可能性のほか，被害法益の性質，重大性，規制権限行使への期待可能性を検討すべきであり，当該権限を定めた法令の趣旨，目的や，その権限の性質等に照らし，その不行使が許容される限度を逸脱して著しく合理性を欠くと認められるときには，その不行使は国賠法１条１項の適用上違法となるというべきである。
第２規制権限の有無及び内容
１実用発電用原子炉について，電気事業者は，電気事業法３９条に基づき，実用発電用原子炉施設に係る事業用電気工作物につき技術基準適合維持義務を負い，経済産業大臣は，同法４０条に基づき，事業用電気工作物が技術基準に適合していないと認めるときは，実用発電用原子炉施設の一時使用停止命令を含む技術基準適合命令を発令することができるところ，原告らは，経済産業大臣が，平成１８年の時点で，電気事業法３９条に基づく省令６２号の改正権限，同法４０条に基づく技術基準適合命令を行使して，被告東電に対し，津波による浸水から全交流電源喪失を回避するための対策として，①タービン建屋の水密化，②非常用電源設備等の重要機器の水密化，独立性の確保，③給気口の高所配置又はシュノーケル設置，④外部の可搬式電源車（交流電源車，直流電源車）の配備等の措置を講ずるよう命ずべきであったにもかかわらず，この規制権限行使を怠ったことが国賠法１条１項の適用上違法である旨主張する。２この点，原子力は，通常の科学技術のレベルを超えた制御不能な異質な危険を内包し，このような異質な危険を利用する原子力発電所は，一たび事故を引き起こすと，広域・多数の国民の生命・健康・財産や環境に対し，甚大かつ不可逆的な被害をもたらすことからすると，原子力発電所の稼働に当たっては，具体的に想定される危険性のみならず，抽象的な危険性をも考慮した上で，広域・多数の国民の生命・健康・財産や環境が侵害されないための万全な安全対策の確保が求められるというべきである。
そして，旧炉規法及び電気事業法が，具体的措置を省令に包括的に委任した趣旨は，原子力発電所が国民の生命，健康及び財産を保護するに足りる技術基準に適合しているかの判断は，多方面にわたる極めて高度な最新の科学的，専門技術的知見に基づいてされる必要がある上，科学技術は不断に進歩，発展しているのであるから，原子力発電所の技術適合性に関する基準を具体的かつ詳細に法律で定めることは困難であるのみならず，最新の科学技術水準への即応性の観点からみて適当ではないという点にあると考えられる。以上からすると，経済産業大臣の電気事業法３９条の規定に基づく省令制定権限（技術基準を定める権限）は，原子力の利用に伴い発生するおそれのある受容不能なリスクから国民の生命・健康・財産や環境に対する安全を確保することを主要な目的として，万が一にも事故が起こらないようにするため，技術の進歩や最新の地震，津波等の知見等に適合したものにすべく，適時にかつ適切に行使することが求められ，原子炉（電気工作物）をこの新たな技術基準に適合させるため，技術基準に適合させる権限（同法４０条）を適時にかつ適切に行使し，国民の生命・健康・財産や環境に対する安全を確保することが求められるというべきである。
３以上に対し，被告国は，旧炉規法では，段階的安全規制の体系を採用しているところ，電気事業法３９条に基づく省令６２号は，後段規制の技術基準を定め，技術基準適合命令は，後段規制における不適合についてのみ是正を図るものであるから，基本設計等が設置許可要件に適合しないことが明らかになった場合でも，是正を命じ得る規定は存在せず，経済産業大臣において，原告ら主張の措置に関する規制権限を有しない旨主張する。


すなわち，旧炉規法における安全規制は，原子炉施設の設計から運転に至る過程までを段階的に区分し，それぞれの段階に対応して，一連の許認可等に規制手続を介在させ，これらを通じて原子炉の利用に係る安全の確保を図るという，段階的安全規制の体系が採られ，原子炉の設置許可に係る安全審査（前段規制）は，段階的安全規制の冒頭に位置付けられ，基本設計ないし基本的設計方針の妥当性を審査，判断するものであり，これに続く原子炉施設の細部にわたる具体的な設計や原子炉施設の建設・工事の審査（後段規制）の前提となる基本的事項を確定する機能を有するものであり，基本設計ないし基本的設計方針の安全性は後段規制の前提であって，これに関わる問題については後段規制の対象となり得ず，事後的に問題が生じた場合であっても，それについて後段規制としての技術基準適合命令によって是正する仕組みは採られていないところ，本件設置等許可処分に係る安全審査において，敷地高さと想定津波との間に十分な高低差があってドライサイトが維持されることをもって，津波対策に係る基本設計ないし基本設計方針とされていたから，原告らが主張するタービン建屋の水密化等の措置は，いずれもウェットサイトであることを前提とした措置であり，基本設計ないし基本的設計方針に関わる事項であり，経済産業大臣において，原告ら主張の措置に関する規制権限を有しない旨主張する。４しかしながら，基本設計ないし基本的設計方針という概念については，法令に定義規定はなく，どのような事項が原子炉設置の許可の段階における安全審査の対象となるべき当該原子炉施設の基本設計の安全性に関わる事項に該当するのかという点は，旧炉規法２４条１項３号及び４号所定の基準の適合性に関する判断を構成するものとして，原子力安全委員会（本件設置等許可処分当時は原子力委員会）の科学的，専門技術的知見に基づく意見を十分に尊重して行う主務大臣の合理的な判断に委ねられている（最高裁平成１７年５月３０日第一小法廷判決・民集５９巻４号６７１頁）。
そして，原子力安全委員会の決定した平成１３年安全設計審査指針（丙ハ６７）は指針２の２において「安全機能を有する構築物，系統及び機器は，地震以外の想定される自然現象によって原子炉施設の安全性が損なわれない設計であること。重要度の特に高い安全機能を有する構築物，系統及び機器は，予想される自然現象のうち最も過酷と考えられる条件，又は自然力に事故荷重を適切に組み合わせた場合を考慮した設計であること。」を求め，平成１８年耐震生する可能性があると想定することが適切な津波によっても，施設の安全機能が重大な影響を受けるおそれがないこと。」を求めているが，これらの指針等において，津波対策に係る基本設計ないし基本設計方針が敷地高さと想定津波との間の十分な高低差の確保によるドライサイト維持に尽きることを定めた規定はない。むしろ，原子炉設置許可に係る安全審査（前段規制）の段階において，津波対策については，基本的な安全性の審査が予定されているというにとどまり，本件設置等許可処分に係る安全審査において，敷地高さと想定津波との間の十分な高低差の確保が基本設計ないし基本設計方針に当たるものとして審査されたとしても，それは，当時の原子力委員会の意見に基づく判断である。他方，原子炉設置許可の後続の手続において規制の対象となるのは，具体的仕様等を前提とした具体的な詳細設計等である。
本件設置等許可処分に係る安全審査において，敷地高さと想定津波との間の十分な高低差の確保が基本設計ないし基本設計方針に当たるものとして審査されたとしても，後日，上記高低差の確保の判断を否定する科学的，専門技術的知見が明らかになった場合に，原告らの主張する前記①～④の措置をとることは，性質上いずれも津波対策に係る具体的な措置というべきものであり，津波対策に係る基本的な安全性を補完し，具体化する詳細設計等の問題である。確かに，前記①～④の措置はウェットサイトを前提とした対策である。しかし，上記のとおり，基本設計ないし基本設計方針は，ドライサイト維持に尽きるものではなく，津波対策に係る基本的な安全性に係る事項ととらえるべきであるから，前記①～④の措置は，これと矛盾するものではなく，これを補完し，具体化する詳細設計等の問題と評価することができる。また，被告国の主張を前提とすると，原子炉施設の安全性に関わる専門技術的知見や原子炉施設に対して生じ得る危険に関する知見を適時に適切に反映させることが困難となり，相当でない。
経済産業大臣が本件事故後である平成２３年３月３０日付けで原子力発電所設置者に対し行った指示文書（丙ハ４９）の添付資料「福島第一原子力発電所事故を踏まえた対策」の「抜本対策中長期」に，「設備の確保」として，「防潮堤の設置，水密扉の設置，その他必要な設備面での対応」との記載をしているが，上記対応は，経済産業大臣がこれらの対策をとらせる権限を有していたことを前提とした文書といえる。
５以上より，経済産業大臣は，電気事業法３９条に基づく省令６２号の改正権限，同法４０条に基づく技術基準適合命令を行使して，被告東電に対し，津波による浸水から全交流電源喪失を回避するための措置を講ずるよう命ずべき規制権限を有していたといえる。
第３予見可能性
１予見可能性の対象
予見可能性は，被害に対する適切な結果回避措置をとることを法的に要求するための前提である。


本件事故は，福島第一原発の敷地高さを超える津波の発生により，原子炉等建屋内に津波が浸水し，非常用電源設備やその配電盤等，炉心冷却を維持するために必要な電源機器が被水したことで，全交流電源喪失に陥り，その結果，炉心損傷から大量の放射性物質の放出に至ったものであるところ，以下のとおり，①津波の一般的性質や非常用電源設備の被水に対する脆弱性などから敷地高さを超えた津波の発生によって全交流電源喪失に至る危険性が高いこと，②被告国がこのことを十分に認識していたことからすれば，予見可能性の対象は，福島第一原発において全交流電源喪失をもたらし得る程度の地震及びこれに随伴する津波が発生する可能性であり，具体的には，福島第一原発１号機から４号機の建屋の敷地高さを前提に，敷地高さＯ．Ｐ．＋１０ｍを超える津波が発生し得ることというべきである。すなわち，上記①の津波の一般的性質として，津波が防波堤などを超えて陸上に進入した場合，津波の挙動は，地形や構造物の存在などの影響を受けて，極めて複雑な挙動を示すこととなるから，遡上の最終的な到達を示す浸水高ないし遡上高を精緻に予想することは困難であり，非常用電源設備の被水に対する脆弱性などから，敷地高さを超えた津波の発生によって全交流電源喪失に至る危険性は高い。また，上記②に関しては，前記認定のとおり，（ⅰ）平成３年の海水漏えい事故，平成１１年のルブレイエ原子力発電所における外部溢水事故，平成１６年のスマトラ沖地震によるマドラス原子力発電所の外部溢水事故，平成１７年のキウォーニー原子力発電所における内部溢水事故を通じ，設計基準で想定した規模を超える自然現象が発生すること及びそうした事象が発生した場合には原子炉の重要な安全設備に重大な危険をもたらすことが実証されてきたこと，（ⅱ）被告東電を含む電気事業連合会が４省庁報告書への対応について検討を行い，そこでは平成９年当時，被告らも建屋等重要施設のある敷地高さを超える津波が襲来すれば全交流電源喪失の現実的危険性があることを明確に認識していたことが示されていたこと（甲ロ６２），（ⅲ）被告らは，溢水勉強会において，敷地高さを超える津波を全交流電源喪失の分岐点と考え，敷地高を超えて津波が発生した場合には，原子炉施設建屋への浸水，さらには地下１階に設置されている非常用電源設備の被水によって全交流電源喪失がもたらされる現実的な危険性があること，具体的には，敷地高さ（Ｏ．Ｐ．＋１３ｍ）を１ｍ超過する津波（Ｏ．Ｐ．＋１４ｍ）が継続することによって，福島第一原発５号機においてタービン建屋の「各エリアに浸水し，電源設備の機能を喪失する可能性があることを確認した。」とし，津波水位Ｏ．Ｐ．＋１４ｍのケースでは「浸水による電源の喪失に伴い，原子炉の安全停止に関わる電動機，弁等の動的機能を喪失する。」としていたことから，被告らは，敷地高さを超える高さの津波が発生すれば，全交流電源喪失に至る現実的危険性があることを認識していたといえる（丙ロ１３の２，甲ロ８０，乙イ２の１・３１頁等）。以上の①，②からすれば，予見可能性の対象は，福島第一原発において全交流電源喪失をもたらし得る程度の地震及びこれに随伴する津波が発生する可能性であり，具体的には，福島第一原発１号機から４号機の建屋の敷地高さを前提に，敷地高さＯ．Ｐ．＋１０ｍを超える津波が発生し得ることというべきである。
国際原子力機関（ＩＡＥＡ）の本件事故に関する報告書においては，「ドライサイト」と「ウェットサイト」は明確に区別されるべきことが指摘されているところ，「ドライサイト」では，安全上重要な物件は全て設計基準浸水の水位よりも高くに建設することとされ，この条件が満たされない場合，すなわち，設計基準浸水の水位が敷地高さを超える場合は「ウェットサイト」として，恒久的なサイト防護策を取る必要があるとされている（甲ロ１６１の２・５頁）ことも，予見可能性の対象を上記のように解することを裏付けるものといえる。
以上に対し，被告国は，規制権限不行使の国賠法上の違法は，結果発生の原因となる事象に対する防止策に係る法的義務違背を問うものであるから，その前提となる予見可能性は，結果発生の原因となる事象について判断されるべきであるとし，本件における予見可能性の対象は，本件地震及びこれに伴う津波（Ｏ．Ｐ．＋約１１．５ｍ～約１５．５ｍ）と同規模の地震及び津波が福島第一原発に発生することである旨主張する。
しかしながら，前記説示のとおり，予見可能性は，被害に対する適切な結果回避措置をとることを法的に要求するための前提であり，適時にかつ適切に規制権限を行使して結果回避の現実的な可能性のある措置を取るべきという，作為義務の導出のための考慮要素であるから，予見可能性の対象についても，被害の発生を防止する行為としての結果回避行為を義務付けるために必要な限度で特定されることが求められる法的な判断にすぎず，被告国の主張するような，現実に生じた事実経過を前提に結果発生の原因となる事象を予見することは，求められていないというべきである。そもそも原子炉施設には高度な安全性が求められること，主要建屋敷地高さを超える津波の襲来は全交流電源喪失及びそれに起因する過酷事故をもたらす危険性があることからすれば，個々の原子力発電所に到達する津波高さの詳細な推計値が判明しない限り，敷地高さを超える津波に対する安全対策を求める規制権限を行使しないということは相当ではない。
２予見可能性の程度
規制権限不行使の違法性を判断する前提としての予見可能性の程度につき，原告らは，炉規法等の制度趣旨からして無視することができない知見の集積があれば足りるとする。
この点，原子力発電所においては，一たび過酷事故が起きれば国民の生命身体に不可逆的で深刻な被害をもたらすおそれがあるのであって，同事故による被害の経験を踏まえ，将来的に被害の再発・拡大を防止するという考えは採れない上，そもそも，炉規法等の一連の安全規制の法制度も，原子炉事故による深刻な災害が万が一にも起こらないようにするという目的を達する点にある。
そうであるとすれば，万が一にも過酷事故を起こさないようにすべく，予見可能性の程度としても，無視することができない知見の集積があれば一応足りるというべきであり，無視することができない知見が示された場合には，経済産業大臣は，その知見の精度・確度の検証を含めた情報収集をし，対応することが相当というべきである。


以上に対し，被告国は，行政庁が規制権限を行使するか否か，行使するとしていつ行使するかにつき裁量が認められる特定の規制権限について，これを行使すべき法的義務があるというためには，被害の発生を防止するために当該規制権限を行使することが選択の余地がないほど差し迫っているという必要性が基礎付けられなければならず，その前提として，少なくとも，当該規制権限の不行使が問題とされた当時，当該規制権限を行使する立場にある公務員が，被害の発生を予見することが可能であったといえる客観的な状況が認められることが必要であり，行政庁に裁量があるとはいえ，被規制者に対する権利・利益の制限や義務・負担の発生，場合によっては刑事罰等による制裁が伴うのであるから，これを行使するためにはその必要性を基礎付けるに足りる客観的かつ合理的な根拠が必要であるとし，最高裁判例をみても規制権限を行使すべき作為義務を導くのに必要な予見可能性が存在すると認められた事案は，いずれも規制権限の不行使が違法とされた時点で，被害が現実に発生し，かつ，当該規制権限の行使が正当化でき，さらにその行使が作為義務にまで至っているといえるだけの科学的知見が既に形成，確立し，具体的な法益侵害の予見可能性があった事案であり，いまだ発生していない被害の発生防止のための規制権限の不行使が違法と評価されるためには，より一層，確立された科学的知見に基づく具体的な危険発生の可能性の予見が必要である旨主張する。
また，原子力工学の観点から，すなわち，投入できる資源や資金にも限りがあり，人的資源の問題や時間的な問題として，緊急性の低いリスクに対する対策に注力した結果，緊急性の高いリスクに対する対策が後手に回るといった危険性もあることから，優先順位が高いものから行っていく必要があることからも上記が正当化されるとする。
しかしながら，予見可能性の程度として，確立された科学的知見に基づく具体的な危険発生の可能性，すなわち，専門研究者間で正当な見解として通説的見解といえるまでの知見を要求した場合，そのような確立がみられるまで原子力発電所における潜在的危険性を放置することになりかねない。また，地震・津波の予見可能性の判断とは，どこにどの程度の規模の地震が発生し，どこにどの程度の規模の津波が発生するかについて，地震・津波の専門的研究の成果を踏まえて純粋に地震学の知見から判断されるものであり，ここに工学的な判断が入り込む余地はないというべきである。もっとも，違法性の考慮要素たる結果回避義務との関係で，予見可能性の程度は当然に影響し得るところであり，仮に，専門研究者間で正当な見解として通説的見解といえるまでの確立した知見に基づいた，精度及び確度が十分に信頼することができるほどに高い試算が出されたのであれば，設計津波として考慮し，直ちにこれに対する対策がとられるべきであるが，規制行政庁や原子力事業者が投資できる資金や人材等は有限であり，際限なく想定し得るリスクの全てに資源を費やすことは現実には不可能である以上，予見可能性の程度が上記の程度ほどに高いものでないのであれば，当該知見を踏まえた今後の結果回避措置の内容，時期等については，規制行政庁の専門的判断に委ねられるというべきである。
３経済産業大臣の予見可能性
前記認定のとおり，本件設置等許可処分の当時，津波想定に関しては，既往最大津波として１９６０（昭和３５）年のチリ津波で観測されたＯ．Ｐ．＋３．１２２ｍを取り上げており，津波に対する警戒は地震に対する警戒に比し，非常に手薄であった。
波源設定について
アしかしながら，その後，日本海中部地震（昭和５８年）や北海道道南地震（平成５年）を受け，数値予測の改良が進んだことから，津波の実態を少しずつ把握できるようになり（甲ロ４８），４省庁報告書（平成９年３月），７省庁手引き（平成１０年３月）においては，当時の最新の知見を踏まえて津波シミュレーションの手法を整理し，津波シミュレーションの実施に際して極めて重要な意味を持つ「波源モデルの設定」について，「従来から，対象沿岸地域における対象津波として，津波情報を比較的精度よく，しかも数多く入手し得る時代以降の津波の中から，既往最大の津波を採用することが多かった」とした上で，「近年，地震地体構造論，既往地震断層モデルの相似則等の理論的考察が進歩し，対象沿岸地域で発生しうる最大規模の海底地震を想定することも行われるようになった。これに加え，地震観測技術の進歩に伴い，空白域の存在が明らかになるなど，将来起こりうる地震や津波を過去の例に縛られることなく想定することも可能になってきており，こうした手法を取り上げた検討を行っている地方公共団体も出てきている」として「信頼できる資料を数多く得られる既往最大津波とともに，現在の知見に基づいて想定される最大地震により起こされる津波をも取り上げ，両者を比較した上で常に安全側になるよう沿岸津波水位のより大きい方を対象津波として設定するものとする」（甲ロ１５・３０頁）とした。４省庁報告書等は，災害対策法に基づく防災計画のために，一般防災の観点から，想定すべき地震・津波についての考え方を確立したものであるが，より高度な安全性が求められる原子力防災においても，想定し得る最大規模の地震・津波に対する対応が求められるに至ったものといえる。
イそして，前記認定のとおり，平成１４年７月に公表された長期評価において，４省庁報告書，７省庁手引きと同様，想定し得る最大規模の地震を検討し，福島県沖を含む日本海溝寄り（日本海溝付近）における地震予測について，Ｍ８クラスのプレート間地震が過去４００年間に３回発生していることから，この領域全体では約１３３年に１回の割合でこのような大地震が発生すると推定されるとし，ポアソン過程に基づき発生確率を計算すると，今後５０年以内の発生確率は３０％程度，今後３０年以内の発生確率は２０％程度と推定された。
前記認定のとおり，長期評価については，①三陸沖北部から房総沖海溝寄りという領域設定について，日本海溝沿いの北部と南部で地形・地質が異なることが指摘されていたこと，②日本海溝沿いで発生したとされる地震について，地震学会で日本海溝沿いの津波地震としてコンセンサスが得られているのは，明治三陸沖地震だけで，慶長三陸地震，延宝房総沖地震については震源域が明らかではないとする見解もあったこと，③長期評価における「なお書き」として，地震の発生確率や予想される次の地震の規模の数値には誤差を含んでおり，防災対策の検討など評価結果の利用にあたっては留意する必要がある旨付記されたこと，④長期評価の信頼度として，発生領域の評価の信頼度としてやや低いとされたこと等，必ずしも専門研究者間で正当な見解として通説的見解といえるまでには至っていなかった。しかしながら，長期評価は，地震防災対策特別措置法に基づき，地震に関する調査研究の推進並びに地震から国民の生命，身体及び財産を保護するために設置された被告国の機関である地震本部が策定したものであり，異論の存在も踏まえ最大公約数的に意見をまとめたものといえる以上，経済産業大臣は，地震発生の規模，確率を示した無視することができない知見として十分に尊重し，検討するのが相当であったといえる。
津波シミュレーション


ア前記認定のとおり，被告国は，平成１１年３月，４省庁報告書等の検討を踏まえて，当時の津波浸水計算の最新の知見を集約した津波災害予測マニュアルに従い，津波の浸水予測を行ったところ，設定津波高８ｍを前提とすれば，福島第一原発１号機から４号機の立地点のほぼ全域が地盤上２～３ｍ以上の浸水になることが示された。
イ被告東電において，長期評価における知見，すなわち，明治三陸地震と同様の地震が日本海溝寄りの領域でどこでも発生する可能性があるという知見(以下「長期評価における知見」という。)を前提として津波評価技術に基づき行った津波シミュレーションの結果（平成２０年の推計）は，平成２３年３月７日に至って被告国に報告されたものである。しかしながら，前記認定，説示のとおり，国内において平成３年の海水漏えい事故を経験し，平成１１年から平成１７年にかけて，海外における津波による電源喪失事例が集積されていたのであるから，被告らは，十分に，津波による電源喪失の危険性を認識していたといえるところ，前記アの津波浸水予測図に加え，平成１８年５月１１日に開催された第３回溢水勉強会においては，福島第一原発５号機について想定外津波に係る検討状況の報告がなされ，Ｏ．Ｐ.＋１０ｍの津波が発生した場合，非常用海水ポンプが機能喪失し，炉心損傷に至る危険性があること，Ｏ．Ｐ．＋１４ｍの津波が発生した場合，全電源喪失に至る危険性があることが示されたのであるから，経済産業大臣は，万が一にも過酷事故によって国民の生命や身体への深刻な災害をもたらさないよう，最新の科学的知見への即応性をもって規制に当たるのが相当であり，平成１８年当時に存在した無視することができない知見，すなわち，長期評価の知見に基づいた津波シミュレーションを指示等するのが相当であったといえる。そして，同知見を前提として，最新の津波シミュレーション技法であった津波評価技術に基づき算出していれば，平成２０年の推計と同様の推計結果，すなわち，福島第一原発の敷地南側で最大Ｏ．Ｐ．＋１５．７ｍの津波高さという結果が算出された可能性が高いといえ，経済産業大臣において，Ｏ．Ｐ．＋１０ｍを超える津波が福島第一原発に発生し得ることを予見することができたといえる。被告国は，推計の精度について，予見可能だったと原告らが主張する平成１８年までと平成２０年の推計時とでは，海底地形のデータが異なるというが，具体的な違いが明らかではなく，上記推計と同程度の算定結果が得られたとすることを妨げないというべきである。
被告国の主張について
以上に対し，被告国は，平成１４年以降本件地震発生に至るまでの間において，津波評価技術が，津波の波源の設定から敷地に到達する津波高さの算定までにわたる津波評価を体系化した唯一のものであり，津波評価技術においては，福島県沖の日本海溝沿いの領域は，大きな津波をもたらす波源の設定領域としなかったことから，最新の専門的知見によっても，経済産業大臣において，敷地高さＯ．Ｐ．＋１０ｍを超える津波が福島第一原発に発生し得ることを予見することができなかった旨主張する。
前記認定のとおり，津波評価技術による設計津波水位の評価手法は，パラメータスタディにより津波の不確定性による種々の誤差を考慮したものであり，その津波伝播計算の手法も，非線形の基礎方程式を用いて適切な格子間隔を設定した上で行われ，これまでの知見や技術の進歩の結果を集大成して，安全側の発想に立って計算される，合理性を有する評価手法であり，国際的な評価も受けたものでもある。また，その波源設定については，概ね信頼性があると判断される痕跡高の記録が残されている４００年に限定した津波を評価対象として選定することから始まり，正確性を期す
上記考え方には一定の合理性が存する
しかしながら，地球表面は十数枚のプレートに覆われているところ，長い時間的スパンで見れば，境界上のどの位置においても，必ず同じようにずれることになる（甲ロ５３・２０頁）ため，ある期間，震源域が存在しない，空白となった地域（空白域）が存在しても，それは次の期間には埋められることになるということを，４省庁報告書等策定時から考慮してきていることからすれば，津波評価技術におけるように，４００年に限定して既往最大の津波を考慮したところで，その対象期間に発生しなかっただけという可能性を払しょくできないのであって，被告国の省庁ないし機関が公表した４省庁報告書，７省庁手引き，そして長期評価において，既往最大の地震ではなく，想定し得る最大規模の地震をも含めて比較，検討するという見解を示された以上，原子力発電所の過酷事故を万が一にも発生させないようにするため，経済産業大臣としては，長期評価における知見を前提とした津波シミュレーションも検証させて広く情報収集するのが相当であったといえる。
よって，津波評価技術を基にＯ．Ｐ．＋１０ｍの津波発生の予見可能性はなかったとする被告国の主張は，採用することができない。
予見可能性に関するまとめ
以上より，経済産業大臣において，遅くとも平成１８年までに，福島第一原発の敷地高さを超える津波，すなわちＯ．Ｐ．＋１０ｍの津波の発生を予見することは可能であったということができる。
第４結果回避可能性
１予見可能性の程度と結果回避義務
以上のとおり，経済産業大臣において，Ｏ．Ｐ．＋１０ｍの津波の発生を予見することは可能であったといえるが，前記説示のとおり，結果回避義務との関係で，予見可能性の程度は当然に影響し得るところであり，仮に，確立された科学的知見に基づき，精度及び確度が十分に信頼することができる試算が出されたのであれば，設計津波として考慮し，直ちにこれに対する対策がとられるべきであるが，規制行政庁や原子力事業者が投資できる資金や人材等は有限であり，際限なく想定し得るリスクの全てに資源を費やすことは現実には不可能であり，かつ，緊急性の低いリスクに対する対策に注力した結果，緊急性の高いリスクに対する対策が後手に回るといった危険性もある以上，予見可能性の程度が上記の程度ほどに高いものでないのであれば，当該知見を踏まえた今後の結果回避措置の内容，時期等については，規制行政庁の専門的判断に委ねられるというべきである。
この点，本件事故以前の知見の下では，地震対策が喫緊の課題とされ，平成１３年から耐震設計審査指針の改訂作業が開始され，平成１８年９月１９日にこれが改正されたのを受けて，耐震バックチェックが進められ，これに資源を傾け注力をしていたのであり，津波対策は地震対策に比し早急に対応すべきリスクとしての優先度を有していなかったといえる（丙ロ９２・１１頁）。


前記認定のとおり，経済産業大臣の予見可能性は，長期評価の存在によるところ，長期評価については，種々の異論も示され，データとして用いる過去地震に関する資料が十分にないこと等による限界があることから，評価結果である地震の発生確率や予想される次の地震の規模の数値には誤差を含んでおり，防災対策の検討など評価結果の利用に当たっては，この点に十分留意する必要がある旨指摘され，その精度・確度は必ずしも高いものではなかったといえることから，経済産業大臣において，長期評価における知見を前提とする津波のリスクに対する何らかの規制措置を必要と判断した場合にも，即時に着手すべきとはいえず，また，原告らが主張する平成１８年までに，様々採り得る規制措置・手段のうち，本件事故後と同様の規制措置を講ずべき作為義務が一義的に導かれるともいえず，その精度・確度を高め，対策の必要性や緊急性を確認するため，更に専門家に検討を委託するなどして対応を検討することもやむを得ないというべきである。
平成１８年に改訂された耐震設計審査指針では，津波対策の必要性が明確化され，保安院は，原子力事業者に対し，耐震バックチェックを実施する中で，津波対策についても検討することを求めたが，上記の予見可能性の程度及び地震対策の必要性に関する当時の知見に照らせば，被告国が耐震バックチェックを最優先課題とし，その中で津波対策についても検討を求めることとした規制判断は，リスクに応じた規制の観点から，著しく合理性を欠くと評価される状況にはなかったといえる。
２原告ら主張の結果回避措置について
以上に対し，原告らは，長期評価を前提に明治三陸地震の波源モデルを福島県沖に移して行った試算を前提にした結果回避措置として，遅くとも平成１８年までに，①津波に対する一般的な防護措置として，タービン建屋の水密化，②非常用電源設備等の重要機器の水密化，独立性の確保，③給気口の高所配置又はシュノーケル設置，④外部の可搬式電源車（交流電源車，直流電源車）の配備等，全交流電源喪失に対する措置（以下「①の結果回避措置」とのように番号を付して特定する。）を採るべきであり，専門家による鑑定意見（甲ハ５５）に基づき，いずれの措置も，平成１８年までに工事に着手していれば，遅くとも平成２１年には全ての工事を完了することができ，本件事故を回避できた旨主張する。
しかしながら，本件事故前の知見を前提に，被告東電の試算を用いた津波対策を施す場合には，ドライサイトを維持するために防潮堤を作るというのが工学的見地から妥当な発想であり，この場合，ウェットサイトを前提とした，①ないし④の結果回避措置を採るべきとはいえない（丙ロ９２）。また，原告らも認めるとおり，防潮堤の建設には，許認可，建設期間等として長い年月を要することから，本件事故までに工事が完了するとも認められない。また，そもそも，本件地震は，マグニチュード９の巨大地震であり，この地震に伴い発生した津波は，世界で観測された津波の中で４番目，日本で観測された津波の中で過去最大規模であり，また，福島第一原発１号機から４号機側主要建屋設置エリアの浸水高は，敷地高を上回るＯ．Ｐ．＋約１１．５から約１５．５ｍであった（甲イ２本文編１９頁）。そして，地震によるすべり量が大きいほど，海底の隆起，沈降も大きくなりやすいため，すべり量が大きければ津波も大きくなるという関係に立つところ，本件地震の最大すべり量は５０ｍ以上とされているのに対し，明治三陸地震のすべり量は長期評価においては１２．５ｍとされ（甲ロ５０・２７頁），その差は極めて大きいものであった。さらに，本件地震は，３段階の破壊に分けられ，まず，第一段階として，長期評価でいうところの三陸沖南部海溝沿いの領域で海溝型地震が発生して，それに連動して陸寄りの宮城県沖で岩石破壊を招き，第二段階として，これに連動して，沖合の海溝沿いの浅い部分で津波地震が発生し，最後に，そこでの異常なずれに引きずれられて岩石破壊が南北（特に南の福島県沖海溝沿いの領域）に広がっていったものであり，規模及び発生領域のいずれから見ても，原告らが主として依拠している長期評価に基づいて予見可能であったとする福島県沖での明治三陸地震と同程度の地震や貞観地震とは全く規模が異なるものであったし，試算に基づいて算出される津波の規模も全く異なるものであったことから，予見される津波を前提とした①ないし④の各結果回避措置が本件事故の結果回避につながったとは必ずしもいえない。
さらに，①ないし④の各結果回避措置について，津波対策を考えるに当たっては，別途地震等による損傷防止対策も検討した上で，全体の安全性を判断する必要があるが，原告らの提出の専門家による前記鑑定意見書は，地震動による影響を考慮しておらず，また，本件事故後に採られた具体的対策工事を参考にしているが，実際に重大な結果が発生した後に採られる措置と，一定程度の予見に基づいて採るべき措置とでは，前提とする知見も緊急性も異なるのであって，工事の内容及び工期に関する同意見書記載の意見は採用できない。
かえって，原告ら主張の結果回避措置を講じるには，当該工事のみならず，その前提として，許認可にかかる規定の整備（技術基準規則の策定）や許認可手続（設置変更，工事計画，使用前検査）も必要なところ，許認可手続には短くとも約２年３か月を要し，実際には，これら以外に地元の了解を得るための期間や被告東電による対策工事の設計に要する期間等が加わることから，さらに長期間を要するとの意見もある（丙ハ１１２）。なお，原告らは，丙ハ１１２の提出につき，時機に後れた攻撃防御方法の提出であると主張するが，訴訟の経過に照らし，これを審理しても訴訟の完結を遅延させるとは認められないので，却下はしない。そして，①ないし④の各結果回避措置を具体的に検討しても，以下のとおり，本件事故を回避することが可能であったとは認めるに足りない。
ア①の結果回避措置について
原告らは，長期評価に基づく被告東電の試算を前提とすれば，福島第一原発１号機から４号機の建屋について敷地高を２ｍ超える津波の水圧に耐えられる仕様の水密扉を設ける結果回避措置を講ずべきであったとし，かかる措置を講じていれば，本件津波のように敷地高さを５ｍ超える津波が発生したとしても水密機能を維持することができたものと推認できるとし，その具体例として，本件事故後に，東海第二原子力発電所に設置された建屋の建屋扉，ハッチなどの強化と隙間シール加工による密封化を講じるべきであった旨主張する。


しかしながら，長期評価に基づく被告東電の試算で想定された津波は，複数の震源域がそれぞれ連動して発生したマグニチュード９．０の巨大地震である本件津波とは相当異なるものであった上に，構造物を考慮に入れておらず，上記試算を前提にしたとしても，本件津波において，最も建屋内への浸水量が多かったと考えられるタービン建屋東側の大物搬入口等付近の浸水深について，長期評価に基づく被告東電の試算では，１号機ないし３号機で浸水深１ｍ前後（４号機でも２ｍ前後）であったのであり，このような試算を前提に，福島第一原発１号機から４号機の全建屋について一律に浸水深２ｍの水圧に耐えられる仕様の水密扉を設ける結果回避措置を講ずべき義務が生じるのか明らかではない。また，仮に被告東電の試算に基づきタービン建屋大物搬入口に水密扉を設置したとしても，本件津波による波力などに耐え得るようなものであったかも不明といわざるを得ない（丙ロ１００）。
なお，原告らは，丙ロ１００の提出につき，時機に後れた攻撃防御方法の提出であると主張するが，訴訟の経過に照らし，これを審理しても訴訟の完結を遅延させるとは認められないので，却下はしない。
イ③の結果回避措置について
原告らは，米国カリフォルニア州に所在するディアブロキャニオン原子力発電所の例を挙げ，同発電所では，海沿いにある海水ポンプは水密化された建屋内に収納され，電気モーターを冷やすための給気口は，シュノーケルで高さ１３．５ｍの高さにまでかさ上げされているとし，福島第一原発において，浸水のおそれのある給気ルーバの給気口を１階部分に設置することなく，浸水の恐れのない高所に設置すべきであった旨主張している。
しかしながら，仮に，ディアブロキャニオン原子力発電所のように，海水ポンプを建屋で覆い，その屋根にシュノーケルを設置する場合には，長い筒状のシュノーケルの屋根への付け根部分には，津波による波力に耐え得るような十分な強度が求められ，津波のみならず台風や飛来物による破損の可能性も大きくするものであり，給気ルーバの高所設置にも同様の問題が生じ得るのであって，シュノーケルの開口部や給気ルーバの高さだけを問題にすることは相当ではない。
また，本件津波は長期評価に基づく被告東電の試算で想定された津波とは全く異なる性質のものであり，本件津波の津波高が取水ポンプの位置でＯ．Ｐ．＋１１ｍ程度であったことからすれば給気ルーバやシュノーケルの開口部の位置・高さ次第では，浸水を免れなかった可能性もあるといわざるを得ない。
ウ②及び④の結果回避措置について
原告らは，非常用電源設備の系統の高所配置や可搬式電源車の配置の措置を講じていれば，結果を回避できた旨主張し，非常用電源設備の系統を設置すべき高所とは，Ｏ．Ｐ．＋３２ｍ以上の敷地を指すと解される。しかしながら，非常用電源設備等を高台に設置し，又は可搬式電源車を配置する場合には，同配置場所と建屋との間にケーブル等を敷設し，電源車を配置する施設を設置する必要が生じるなど，より多くの設備が必要とされ，設備が増えた場合には，それらが津波によって流されるリスク，津波に先立って起きた地震による破損のリスクも生じるのであって，現に，本件津波により重油タンクなど多くの設備が流されるなどの被害が生じている。したがって，非常用電源設備等を高台に設置したり，電源車を配置できたとしても，津波やそれに先立つ地震によってケーブル等の設備が破損して機能を喪失したり，地震動で敷地が破損し電源車が移動できないなどの事態が生じ得るため，電源の供給が維持できたとは，必ずしもいえない。
そして，非常用ディーゼル発電機や配電盤を高台に設置し，これらの被水を免れたとしても，電源の供給を再開するには，再度，ケーブル等の敷設を行う必要があるところ，津波後にケーブルを接続する作業をするとすれば，津波到達後のがれきが散乱した敷地の状況では，道路の状況等敷地の状況を確認してがれきを撤去して敷設経路を確保する作業が必要となり，実際，本件事故時には，地震や津波の影響で発電所構内の道路は，法面の土砂が崩れたり，ひび割れが生じたり，ガラ等の障害物でふさがれたりして，通行不能となった場所が複数認められ，本件津波が襲来した後，構内の通行可能なルートを検討した上で，各原子炉建屋への通路が確保されたのは，平成２３年３月１１日午後７時から翌１２日の未明にかけてのことであったのであり（甲イ２本文編１２４頁），１号機を皮切りに同月１１日午後６時ころ以降に炉心が露出し，炉心損傷に至っているものと推測される本件事故において，同日午後７時以降に再度ケーブルの敷設作業等を開始したとしても，本件事故が回避できたとは限らない。
３小括
以上より，原告らは，長期評価に基づく被告東電の試算を前提として，結果回避義務及び可能性を主張するが，経済産業大臣における予見可能性の程度に照らせば，①ないし④の各結果回避措置を直ちに講ずるべき義務が導き出されるとはいえず，仮に，上記各結果回避措置を講じたとしても，時間的に本件事故に間に合わないか，あるいは，本件地震，本件津波の規模から，措置の内容として本件津波による全交流電源喪失を妨ぐことができず，いずれにしろ本件事故を回避できなかった可能性もある。
第５結論
以上のとおり，本件における被害の予見可能性，結果回避可能性のほか，被害法益の性質，重大性，規制権限行使への期待可能性を踏まえ，当該権限を定めた法令の趣旨，目的や，その権限の性質等に照らすと，原告ら主張の規制権限の不行使は，許容される限度を逸脱して著しく合理性を欠くと認められず，国賠法１条１項の適用上違法とはいえない。
第４章原告らの被告東電に対する主位的請求について原賠法の規定のうち，原子力損害の賠償責任に関して定める第２章の規定は，原子力損害についての原子力事業者の無過失責任，責任の集中，求償権等の制限等を定めている。これは，民法の不法行為に関する規定の特則であり，原賠法の規定が適用される範囲においては，民法の規定はその適用が排除されると解される。具体的には，原子力損害の賠償に関しては，民法７０９条等の適用が排除される。したがって，本件事故による損害賠償に関しては，民法の不法行為に関する規定の適用はなく，原賠法３条１項によってのみ損害賠償を請求することができるから，原告らの被告東電に対する民法７０９条に基づく主位的請求は，その余の点について判断するまでもなく，いずれも理由がない。第５章原告らの被告東電に対する予備的請求について以下，原告らの被告東電に対する予備的請求（原賠法３条１項に基づく損害賠償請求）について，原告らの損害を検討する。
第１認定事実
１避難指示等の変遷
（甲イ２のほか，後掲証拠）
平成２３年３月１１日～避難指示区域の見直し
平成２３年３月１１日


内閣総理大臣は，平成２３年３月１１日午後７時３分，原子力緊急事態宣言を発し，内閣総理大臣を本部長とする原子力災害対策本部及び原子力災害現地対策本部を設置し，同日午後９時２３分頃，福島県知事及び関係自治体に対し，福島第一原発から半径３ｋｍ圏内の住民の避難及び半径３ｋｍから１０ｋｍ圏内の住民の屋内退避を指示した（乙ニ共２１）。
平成２３年３月１２日～同月１５日
内閣総理大臣は，平成２３年３月１２日午後５時３９分，福島県知事及び関係自治体に対し，福島第二原発から半径１０ｋｍ圏内の住民の避難を指示し，同日午後６時２５分，福島県知事及び関係自治体に対し，福島第一原発から半径２０ｋｍ圏内の住民の避難を指示した（以下，当該指示に係る区域を「避難区域」という。）。また，内閣総理大臣は，同月１５日午前１１時，福島県知事及び関係自治体に対し，福島第一原発から半径２０ｋｍから３０ｋｍ圏内の住民の屋内退避を指示した（以下，当該指示に係る区域を「屋内退避区域」という。）。（乙ニ共２２，２３，２４）
南相馬市の一時避難要請
南相馬市は，平成２３年３月１６日，市民に対し，一時避難を要請した。同市は，同月２２日，自宅での生活が可能な者の帰宅を許容する旨の見解を示した。
平成２３年４月２１日
内閣総理大臣は，平成２３年４月２１日午前１１時，福島第二原発周辺の避難区域を半径１０ｋｍ圏内から８ｋｍ圏内へ変更することを指示し，同月２２日午前０時をもって，福島第一原発の半径２０ｋｍ圏内を警戒区域（原災法２８条２項，災害対策基本法６３条１項）に設定し，緊急事態応急対策に従事する者以外の者について，市町村長が一時的な立入りを認める場合を除き，当該区域への立入りを禁止し又は，当該区域からの退去を命ずることを指示した（乙ニ共２５，２６）。
平成２３年４月２２日
内閣総理大臣は，平成２３年４月２２日午前９時４４分，福島第一原発から半径２０ｋｍから３０ｋｍの屋内退避の指示を解除し，下記の①及び②のとおり，本件事故発生後１年間の積算放射線量が２０ｍＳｖに達するおそれのある区域を計画的避難区域（当該区域の居住者等は，原則として概ね１か月程度の間に順次当該区域外への避難のための立ち退きを行うこととされる区域）及び３０ｋｍ圏内で計画的避難区域に設定されていない区域を緊急時避難準備区域（当該区域の居住者等は，常に緊急時に避難のため立ち退き又は屋内への退避が可能な準備を行うことなどとされる区域）を指定した（乙ニ共２７）。
①計画的避難区域
葛尾村，浪江町，飯舘村，川俣町の一部及び南相馬市の一部（既に福島第一原発の半径２０ｋｍ圏内の避難が指示された区域を除く。）
②緊急時避難準備区域
広野町，楢葉村，川内村，田村市の一部及び南相馬市の一部（既に福島第一原発から半径２０ｋｍ圏内の避難が指示された区域を除く。）
平成２３年９月３０日
原子力災害対策本部は，平成２３年９月３０日，緊急時避難準備区域の指定を   解除し   た（以   下，当   該区域   を「旧   緊急時   避難準   備区域   」という。）。
特定避難勧奨地点
さらに，原子力災害対策本部は，平成２３年６月１６日，年間２０ｍＳｖを超えると推定される地点を特定避難勧奨地点とする方針を決め，現地対策本部は，対象となる市長村と協議し，同月３０日及び同年１１月２５日に伊達市の一部を，同年７月２１日及び同年８月３日に南相馬市の一部を，同日川内村の一部を，いずれも特定避難勧奨地点に指定した。
（乙ニ共２９，３０の各証）
避難指示区域の見直し
「ステップ２の完了を受けた警戒区域及び避難指示区域の見直しに関す
る基本的考え方及び今後の検討課題について」
原子力災害対策本部は，平成２３年１２月２６日，「ステップ２の完了を受けた警戒区域及び避難指示区域の見直しに関する基本的考え方及び今後の検討課題について」を公表し，警戒区域及び計画的避難区域の見直しについて次のとおり対応方針を示した。まず，低線量被ばくのリスク管理に関するワーキンググループでの議論等を基に，避難区域の見直しに当たっても年間２０ｍＳｖ基準を適用することとし，併せて除染，インフラ復旧及び損害賠償についての国の積極的関与等を行っていくこととした。その上で，本件事故から「５年間を経過してもなお，年間積算線量が２０ミリシーベルトを下回らないおそれのある，現時点で年間積算線量が５０ミリシーベルト超の地域」を「帰還困難区域」（区域境界において，物理的防護措置を実施し，住民に対し避難の徹底が求められる区域），「現時点からの年間積算線量が２０ミリシーベルトを超えるおそれがあり，住民の被ばく線量を低減する観点から引き続き避難を継続することを求める地域」を「居住制限区域」（基本的に計画的避難区域と同様の運用が行われるが，住民の一時帰宅等が認められる区域）及び「年間積算線量が２０ミリシーベルト以下となることが確実であることが確認された地域」を「避難指示解除準備区域」（主要道路における通過交通，住民の一時帰宅等が柔軟に認められる区域）に設定することとした。これらの方針に基づき，平成２４年４月１日以降，順次避難指示区域の見直しが行われた。（乙ニ共３４）
「原子力災害からの福島復興の加速に向けて」改訂
（乙ニ共１２５）
原子力災害対策本部は，平成２７年６月１２日，「原子力災害からの福島復興の加速に向けて」改訂を公表した。同指針において，避難指示解除の要件は次のとおりとされていた。
①空間線量率で推定された年間積算線量が２０ｍＳｖ以下になること
が確実であること
②電気，ガス，上下水道，主要交通網，通信等日常生活に必須のインフラや医療・介護・郵便等の生活関連サービスが概ね復旧すること，子供の生活環境を中心とする除染作業が十分に進捗すること
③県，市町村，住民との十分な協議
避難指示の解除
田村市，川内村，南相馬市及び楢葉町
指示解除準備区域の解除（同年４月１日～），川内村の避難指示解除準備区域の解除（同年１０月１日～），南相馬市の特定避難勧奨地点の解除が行われ，平成２７年９月５日には，楢葉町の避難指示解除準備区域の解除が行われた。（乙ニ共１１１の各証）
南相馬市及び飯舘村