原告らは、岩級分類においては、ＣＨ級は「やや不良」、ＣＬ級以下は「不適」とされているのに、本件安全審査において、本件原子炉施設の基礎岩盤について、大部分がＣＨ級からＢ級にあることから、「全体として堅硬、均質な花崗岩で構成されている」としていることは不当である旨主張する。また、一部にはＣＨ級以下の岩盤も存在するから、本件原子炉施設の基礎岩盤が良好であるとはいえない旨主張する。この点、甲八三によれば、田中式の岩級分類において、ＣＨ級は「やや不良」、ＣＭ級以下は「不適」とされていることが認められる。しかし、甲ハ三及び乙ニ三の二（証人Ｐ３調書二）八丁表によれば、右岩級分類はダムの基礎岩盤を対象としたものであり、「やや不良」、「不適」という評価内容も、ダム建設についてのものであること、本件原子炉施設の岩盤にかかる重量は、ダムより遥かに小さいことが認められるから、右評価内容はそのまま本件原子炉施設に当てはまるものではない（なお、本件安全審査においては、電研式の岩級分類が用いられている。）。
そして、乙一六・六―三―三五頁、三六頁、一三一ないし一三七頁によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の基礎岩盤中には、ＣＬ級以下の岩盤が一部存在するものの、それはごくわずかなものがＣＨ級以上の岩盤に包み込まれたような形で存在するにすぎず、大部分はＣＨ級ないしＢ級の花崗岩からなる岩盤で構成されていることを確認した上で基礎岩盤が良好であるとしたことが認められるのであって、ＣＬ級以下の岩盤が存在することは、直ちに右判断の合理性を左右するものではないというべきである．また、そもそも、乙一六・六―三―三九頁によれば、本件安全審査においては、岩級ごとに行った岩盤試験の結果に基づき、十分な支持力、せん断抵抗力等が認められたことを確認した上で本件原子炉施設の基礎岩盤が安全であると判断したことが認められ、岩級分類のみから右結論を導いているのではないから、岩盤の一部に「不適」とされるものがあったとしても、直ちに本件安全審査の合理性を左右するものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　岩盤良好度評価（ＲＱＤ評価）について
原告らは、ボーリング調査を基にした岩盤良好度評価（ＲＱＤ評価）によれば、本件原子炉施設を設置する計画標高付近では、「非常に悪い」、「悪い」が圧倒的に多く、総合評価をすると、右の付近の花崗岩類の岩質は劣悪である旨主張する。しかし、乙ニ三の二（証人Ｐ３調書二）七丁表、同裏によれば、ＲＱＤ評価は、ボーリングコアを採取した際に、長さ一〇センチメートル以上のコアがどの程度採取されたかによって岩盤の良好度を評価しようとするものであり、岩盤試験等の手法が確立される以前に重視されていた評価方法であるが、これによって、岩盤の強度を直接に判断し得るものではないことが認められる。また、そもそも、前記（一）のとおり、本件安全審査においては、岩級ごとに行った岩盤試験の結果に基づき、十分な支持力、せん断抵抗力等が認められたことを確認した上で判断しているのであって、ＲＱＤ評価を直接の根拠として結論を導いたものではないから、ＲＱＤ評価は、直ちに本件安全審査の合理性を左右するものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　サンドイッチ地盤について
原告らは、本件原子炉施設設置場所の地盤は、堅硬な岩盤の間にやや軟岩である岩盤が挟まれた、いわゆるサンドイッチ地盤であり、地震に極めて弱い地盤である旨主張する。
この点、甲ハ二二及び甲ニ三の二（証人Ｐ４調書二）九四丁裏によれば、サンドイッチ地盤とは、昭和五三年六月の宮城県沖地震後に、新聞記者が、ビルが設置されていた表層地盤について硬い地層と軟らかい地層が上下方向に交互に重なり合っ
ている状態を便宜そのように呼んだものであり、学術
用語として承認されたものではないことが認められる。そして、本件原子炉施設は、表層地盤を除去して露出させた岩盤の上に設置されていることは当事者間に争いがないところ、表層地盤の内部に軟らかい地層が含まれることと、岩盤の内部に岩級の差異が存することとは異なるから、本件原子炉施設の基礎岩盤をサンドイッチ地盤と呼ぶことはできない。また、前記（一）のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の基礎岩盤中には、ＣＬ級以下の岩盤が一部存在するものの、そのことが基礎岩盤の安全性に影響を及ぼすものでないことを確認している。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（四）　沖積地について
原告らは、本件原子炉施設の地盤は基盤をカットして造成した土地と沖積地との双方をまたいでいる旨主張する。
しかし、本件原子炉施設の地盤が沖積地をまたいでいることを認めるに足りる証拠はない。また、前記（一）のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の基礎岩盤中には、ＣＬ級以下の岩盤が一部存在するものの、そのことが基礎岩盤の安全性に影響を及ぼすものでないことを確認している。したがって、沖積地をまたいでいることにより本件原子炉施設の地盤の安定性が確保されないとはいえず、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（五）粘土化帯等について
原告らは、本件原子炉施設設置場所で採取されたボーリングコア中に粘土化帯、条線（条痕）、鏡肌等が認められるから、本件原子炉施設直下の岩盤は、断層活動によって粉砕されている旨主張する。
この点、乙一六・六―三―三六頁、一六八頁によれば、右岩盤には粘度を含む部分（粘土化帯）の存在が認められるが、この点について、乙ニ三の二（証人Ｐ３調書二）一二丁裏には、右粘度化帯は、相互に特定方向へ連続する関係は認められないことなどから、断層活動以外の原因すなわち節理面を有する花崗岩が熱水変質作用を受けて生じたものと考えられるとの証言がある。また、本件許可申請書のボーリング柱状図（乙一六・六―三―一六八頁）には、破砕帯がある旨の記載があるが、この点について、乙ニ三の二（証人Ｐ３調書二）一五丁表ないし一六丁裏には、右破砕帯もまた、ピンク粘土があるとされていることなどから、圧力がかかった熱水が入ったときの破砕であり、断層運動によって生じた破砕帯ではない旨の証言がある。そして、本件


許可申請書のボーリング柱状図（乙一六・六―三―一四二頁、一四五頁）には、粘土化帯部分の一部に条線や鏡肌がみられるとの記載があるが、それらはごく一部にすぎない上、乙ニ三の二（証人Ｐ３調書二）一七丁表には、条線の方向も特定方向に連続していないことや、鏡肌に断層運動による条痕が付いていないことなどから、右条線や鏡肌もまた断層運動により生じたものではない旨の証言がある。また、甲ニ三の三（証人Ｐ４調書三）二一丁表ないし二二丁表にも、本件原子炉施設設置場所で採取されたボーリングコアの条線等について、これによって原子力施設に支障があるということはできない旨の証言がある。これらの事実からすると、粘土化帯の存在によって、本件原子炉施設直下の岩盤が断層運動によって粉砕していると認めることはできないというべきであるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（六）　敦賀市の報告書について
原告らは、敦賀市が昭和五六年三月に作成した「原子力発電所周辺地域地質調査書（以下Ａ「地質調査書」という。）中に、「原子炉本体だけでなく、その付属設備、例えば用排水管など延長の長いものの工事との関係は、特に注意を要する。」との記載があることから、本件原子炉施設の地盤は不安定である旨主張する。しかし、弁論の全趣旨によれば、右報告書には、「以上の調査事項・結果とも現在の学問レベルでよく努力したものと評価できる。しかし、人類の知識は次々と進歩し増している。今回特に問題となった２つのリニアメントは原子炉本体の場所ではないので、原子炉の耐震設計の関係から問題とされる。しかし、原子炉本体だけでなく、その付属設備、例えば用配水管など延長の長いものの工事との関係は、特に注意を要すると考えられる。」と記載されていることが認められ、右は、本件原子炉施設の付属施設についても耐震設計上の配慮をすべきことに注意を喚起したものにすぎず、具体的に本件原子炉施設の地盤が不安定であるとしたものではないと解されるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（七）　背後山地の安全性について
原告らは、右（六）の敦賀市の地質調査書が、「山地の崩壊・土石流の発生などが問題」であるとしていることから、本件原子炉施設の背後山地は、山津波や地滑りが発生するおそれがある旨主張する。
しかし、弁論の全趣旨によれば、右地質調査書には、本件原子炉施設の立地点には有意な活断層がないことを述べた上で、「はせ田地区の地形は、特に山地部の比高が高く、傾斜の勾配も急である。したがって、むしろ活断層よりも山地の崩壊・土石流の発生などが問題」であると記載されていることが認められ、右は、単に、山地部の比高及び傾斜勾配に着目して山地の崩壊等の可能性を一般的に指摘したものにすぎず、具体的に本件原子炉施設の背後山地に山津波や地滑りが発生するおそれがあるとしたものではないと解されるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
３　耐震設計について
（一）　施設の重要度分類について
原告らは、一次冷却材を内蔵する施設や使用済燃料を冷却するための施設を、いずれも耐震設計上ＡクラスとせずＢクラスとしたのは不合理であり、耐震安全性を確保できない旨主張する。この点、乙一六・八―一―一一五ないし一一七頁によれば、一次冷却材を内包する施設としては、一次ナトリウム充填ドレン系設備、一次ナトリウム純化系設備等を、使用済燃料を冷却するための施設としては、炉外燃料貯蔵槽冷却設備のうち地震後の冷却に必須でないもの、水中燃料貯蔵設備の燃料池水冷却浄化装置をＢクラスとしていることが認められる。しかし、乙一六・八―一―九九頁及び弁論の全趣旨によれば、本件安全審査においては、これらの機器、設備のうち、一次ナトリウム充填ドレン系設備、一次ナトリウム純化系設備等は、原子炉冷却材バウンダリにバルブを介して直接接続されるもので、一次冷却材を内包するものの、放射性物質を含む量が少なく、その機能が喪失した際の環境への影響も小さいといえることから、また、炉外燃料貯蔵槽冷却設備のうち地震後の冷却に必須でないもの、水中燃料貯蔵設備の燃料池水冷却浄化装置も同様の理由からＢクラスとしたことを確認したことが認められ、これが不合理であるという証拠はない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　基準地震動の策定について
原告らは、本件安全審査において、金井式及び松田式を用い、またいわゆる大崎の方法に基づいて基準地震動作成のための応答スペクトルの策定を審査したことは、十分保守的なものではなく、自然の地震波がこれを上回る可能性があるから、不合理である旨主張する。
（１）　松田式について
（イ）　原告らは、松田式が誤差を内包するものであり、単なる目安でしかなく、
合理的な式とはい
えない旨主張し、その根拠として、①活断層による断層線が全て地表に表れるとき限らず、断層線が短く評価されがちであり、現実の地震によって地表に現れた断層線の長さを松田式に適用した場合、地震規模の想定が過小評価となること、②松田式自体に大きな誤差が含まれること、③松田式を作成した松田時彦自身によって「新松田式」が提案されていることを挙げる。
（ロ）　しかし、①の点については、本件安全審査においては、前記（一、２、（一）、（２））のとおり、地表に現れている部分だけではなく、地質学的見地等から、地下の地質構造も推定した上で活断層の長さの妥当性を評価し、その長さを松田式に当てはめており、原告らの主張するように、地表に現れている部分のみを断層線と評価しているわけではないから、原告らのこの点についての主張はその前提を欠くものである。


（ハ）　②の点については、乙ハ一六によれば、松田式は、断層の長さとその断層が引き起こす可能性のある昀大のマグニチュードを推定するために提案された経験式であるが、他方で、断層の長さとその断層が引き起こす可能性のある昀大のマグニチュードの関係について、保守的に評価することまでは目的としていないことが認められる。したがって、当該断層が引き起こす地震が松田式により算出された昀大マグニチュードを超える大きさのものとなる可能性は否定できない。しかし、弁論の全趣旨によれば、松田式は、本件原子炉施設を始め、他の原子炉施設においても活断層による地震のマグニチュードを算出する際に有用な経験式として、「新松田式」が提案された後も用いられていることが認められる。また、①前記（一、２、（二）、（２））のとおり、設計に用いる基準地震動の模擬地震波（昀大速度振幅はＳ１が一九・○カイン、Ｓ２が二二・○カイン）は、昀強地震及び限界地震から求められた基準地震動の応答スペクトル（昀大速度振幅はＳ１が一三・八カイン、Ｓ２が一八・二カイン）を下回らないようにいわば拡幅して作成されていること、②乙ハ一七及び乙ハ一八によれば、耐震設計において本件原子炉施設の床応答スペクトルを作成するに当たっては、適切な減衰定数を定めて求めた床応答スペクトルに対し、スペクトルが右下がりにある周期範囲ではスペクトルを右側、スペクトルが左下がりにある周期範囲では左側にそれぞれ一〇パー
セント平行移動させるなどの方法でスペ
クトルの拡幅を行って安全側の地震力設定となるようにしていると認められること、③前記（一、７、（三）、（２））のとおり、Ａｓクラスの建物、構築物については、常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動Ｓ２による地震力とを組み合わせ、その結果発生する応力に対して建物、構築物の終局耐力に妥当な安全余裕を持たせるように設計し、Ａｓクラスの機器、配管については、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動Ｓ２による地震力を組み合わせ、その結果発生する応力に対して構造物が局部的に降伏して塑性変形する場合でも、過大な変形、亀裂、破損等が生じることによってその施設の機能に影響を及ぼすことがないように設計されること、すなわち、原子炉冷却材バウンダリや制御棒駆動機構等、本件原子炉施設の安全上特に重要な施設については、工学的見地から発生することを予期することが適切と考えられる地震を超える地震に対し、弾性の範囲を超えて施設に変形等が生じるに至ったとしても、放射性物質の封じ込め等の当該施設に期待される安全機能が確保できるよう、十分な余裕を持たせて設計されると認められることからすれば、本件原子炉施設の耐震設計は、基準地震動の策定から個別具体的な耐震設計までの全体において保守性を確保するものということができる。
そうすると、松田式に誤差があるとしても、右誤差は、右の基準地震動の策定や個別具体的な耐震設計における保守性の確保によって吸収することが相当程度可能というべきであるところ、松田式の適用に当たって、現実の地震との間で右保守性の確保によっては吸収することのできないような多大な誤差が生じると認めるに足りる証拠はない。
したがって、松田式に誤差が含まれることから、直ちに本件原子炉施設２８の耐震設計に関する本件安全審査の結果を不合理であるということはできない。（ニ）　③の点については、「新松田式」とは、松田時彦が、平成七年六月、昀近の検討結果として、二本の直線で表される活断層の長さとそれによる地震のマグニチュードとの関係式を示したものであり、原告らは、これによると甲楽城断層のマグニチュードは大きくなる旨主張する。しかし、前記のとおり、松田式は、本件原子炉施設を始め他の原子炉施設における活断層による地震のマグニチュードを算出
する際に有用な式として、「新松
田式」が提案された後も用いられているが、これに対して、「新松田式」は策定根拠が全く明らかにされていない。そうすると、「新松田式」が策定されたことから直ちに松田式による甲楽城断層のマグニチュードの評価が過小評価であるということはできない。
（ホ）　したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　②金井式について
（イ）　金井式の妥当性について
原告らは、金井式の作成の基礎となった観測データはマグニチュード四・○から五・一の地震のものであるから、マグニチュード七以上の大規模な地震に適用することはできず、また、遠距離の地震の場合、金井式の計算値は、実測値の四分の一から五分の一にしかならないとして、金井式を適用した本件原子炉施設の耐震設計では耐震安全性は確保されない旨主張する。
しかし、一般に、地震動の水平方向における昀大速度振幅は、実測結果に基づいた経験式によって定めることができるとされており、弁論の全趣旨によれば、金井式は、本件原子炉施設を始め原子炉施設における解放基盤表面上での基準地震動策定に際して用いられ、現在も広く活用されている有用な経験式である。また、乙ハ一五によれば、金井式は、日本海中部地震（マグニチュード七・七）、宮城県沖地震（マグニチュード七・四）、根室半島沖地震（マグニチュード七・四）及び十勝沖地震（マグニチュード七・九）の各地震について、地震の震源及び観測点が共に日本列島の太平洋岸沖にある場合は地震加速度の良い推定を与え、震源が太平洋岸又は日本海岸の沖合いずれにあっても、観測点が日本海側の場合は距離減衰の傾度が大きく、おおよそ震源距離一〇〇キロメートル以上の遠距離になると計算値は実測値より大きくなるとされていることが認められる。したがって、マグニチュード七以上の地震、あるいは震央距離一〇〇キロメートル以上の遠くの地震についても、金井式は適用し得るものというべきであるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ロ）　金井式の適用範囲について
原告らは、金井式の基礎となったデータは、本件原子炉施設の基礎岩盤よりかなり硬い岩盤上の観測データに基づいているから、金井式を本件原子炉施設に適用することはできない旨主張し、甲ニ三の二（証人Ｐ４調書二）二一丁表にはこれに沿う証言がある。
しかし、乙ハ一五によれば、金井式作成の基礎となった観測データは、日立鉱山の地下三〇〇メートルの、縦波速度が毎秒約五・五キロメートル、そこから推定される横波速度が毎秒約三キロメートルの岩盤上のものとされていることが認められるが、乙ハ九によれば、その後、昭和四〇年の松代群発地震の際、岩盤表面上における地震動の観測記録が得られたことから、その地震動データについても考慮が払われ、現在では、金井式は、解放基盤表面上の地震動の強さを推定する式としてふさわしいものとされていることが認められる。


そして、前記（一、３、（二）、（３））に加え、乙一六・六―三―三六ないし四〇頁によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の基礎岩盤は堅硬、均質で相当な広がりのある解放基盤表面であることを確認したことが認められるから、金井式を本件原子炉施設の耐震設計に用いることに不合理な点はない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ハ）　金井式の適用限界について
原告らは、金井式には、限界距離（原告らは、マグニチュード七の場合は一三・六キロメートルであると主張する。）内の地震には適用できないから、右限界距離内の甲楽城断層（マグニチュード七・○、震央距離一一・五キロメートル）から想定される地震に金井式を適用したのは不合理である旨主張する。しかし、原告らの主張する限界距離の概念が学説上受け入れられていると認めるに足りる証拠はない。また、限界距離の概念を採用した場合、限界距離内での昀大速度振幅をいかに算定するのか、そもそも不明である（甲ニ四の二（原告本人Ｐ５調書二）三八、三九頁によれば、限界距離までは金井式を適用し、限界距離内ではわずかずつ昀大速度振幅が大きくなるとするか、断層モデルという別のモデルを使用するようであるが、その度合いや具体的な適用方法は明らかでない。）。また、甲ニ四の二（原告本人Ｐ５調書二）四五頁によれば、甲楽城断層に金井式をそのまま適用する場合（乙ハ九によれば、大崎の方法では、近傍の地震については、距離が近づくにつれて昀大加速度が増大するといった関係が成立しないことから、震央域という概念を用い、震央域の外縁部分における昀大速度振幅を金井式に求め、震央域の内部においては、一定値をもって評価することが行われているところ、甲楽城断層のマグニチュード七・○の場合は、震央域外縁距離は一〇キロメートルとされ、震央距離が一〇キロメートルまで
の範囲では金井式を用いて昀大速度振幅を求め、それ以下の距離では、常に震央距離一〇キロメートルにおける昀大速度振幅によって評価するが、甲楽城断層は震央距離が一一・五キロメートルであるから、金井式をそのまま適用することになる。）と、原告らの主張する限界距離の考えに立つた場合とで、求められる昀大速度振幅の値に有意な差が生じることはないものと認められる。したがって、本件安全審査において甲楽城断層による地震に金井式を適用したことが不合理であるということはできず、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ニ）　金井式の誤差について
原告らは、金井式の誤差は少なくとも二・五倍程度ある旨主張し、その根拠として、田中貞二の「金井式に関する調査」と題する論文（甲ハ五五）のデータを基に計算した結果と、甲ハ九の図を指摘する。
しかし、原告らの指摘する田中論文（甲ハ五五）には、金井式の誤差について、マグニチュードの誤差を考慮しなければ平均値に対する一σの変動幅は約○・八四倍から一・二〇倍、マグニチュードの誤差のみを考慮した場合の平均値に対する一σの変動幅は約○・六四倍から一・五七倍と記載されているのであって、二・五倍程度の誤差が生じるという記載はない（なお、原告らは、乙ニ四の一（証人Ｐ２調書一）添付④の、一σの範囲にデータのある確率は○・六八二七、二σの範囲にある確率は○・九五四五、三σの範囲にある確率は○・九九七三であるとの記載から、右田中論文のマグニチュードの誤差のみを考慮した場合の「一σは約○・六四から一・五七」の数字を三倍して三σを求めると約二・五倍になる旨主張するが、右添付④の平均値に対する一σの変動幅は正規分布についてのものであって、金井式における震央距離及びマグニチュードと地震動の昀大速度振幅の関係が正規分布になるとの証拠は全くないから、右は原告らの誤解によるものと思われる。）上、そのような実例があるとの証拠はなく、また、甲ハ九の図は、説明文中に、「この測定点がどのような場所を選んで設置されているかははっきりしない。」と記載されているところからみて、岩盤上の測定結果ではない可能性があるから、右を直ちに金井式による算出結果と対比することは相当でないから、金井式の誤差が少なくとも二・五倍であると認めるに足りる証拠はないというべきである。
そして、前記（イ）のとおり、金井式は、震
源が太平洋岸又は日本海岸の沖合いずれにあっても、観測点が日本海側の場合はおおよそ震源距離一〇〇キロメートル以上の遠距離になると計算値は実測値より大きくなるとされていることが認められるのであって、金井式は日本海岸にある本件原子炉施設に関しては保守的な計算式ということができる。もっとも、乙ハ九によれば、金井式は、茨城県の日立鉱山地下三〇〇メートルの坑道内で得られた地震観測記録等に基づく実験式を、近距離まで適用可能なものに改定したものであるが、岩盤上での震源距離及びマグニチュードと昀大速度振幅との関係について保守的に評価することまでは目的としていないことが認められる。したがって、田中論文が指摘するような誤差をもって、現実にある断層で起きた地震の昀大速度振幅が、金井式により算出された昀大速度振幅を超える可能性があることは否定できない。
しかし、金井式は、前記（イ）のとおり、岩盤における昀も確からしい地震の影響を評価する際に有用な経験式として、現在でも広く活用されているものであり、また、前記（（１）、（ハ））のとおり、原子炉施設の耐震設計は、基準地震動の策定から個別具体的な耐震設計までの全体において保守性を確保する体系を採用しているといえる。したがって、金井式に誤差があるとしても、右誤差は、右の基準地震動の策定や個別具体的な耐震設計における保守性の確保によって吸収することが相当程度可能というべきであるところ、金井式の適用に当たって、現実の地震との間で右保守性の確保によっては吸収することのできないような多大な誤差が生じると認めるに足りる証拠はない。
したがって、金井式に誤差が含まれることから、直ちに本件原子炉施設の耐震設計に関する本件安全審査の結果を不合理であるということはできないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（３）　大崎の方法について
（イ）　実地震動の包絡について


原告らは、大崎の方法により求められる基準地震動の応答スペクトル（大崎スペクトル）は、すべての地震動を包含するものではないから、実地震動によって耐震設計で想定された以上の力が加わるおそれがある旨主張する。しかし、乙ハ九によれば、「耐震設計審査指針」の解説の一部とすることを目的に作成された「原子力発電所設計用の基準地震動評価に関するガイドライン」において、大崎スペクトルと実地振動スペクトルとの差が数量的に比較されているが、これによると、大崎スペクトルは実地震動スペクトルをほぼ包絡しており、大崎スペクトルがわずかながら実地震動スペクトルを下回っているのは、マグニチュード六の遠距離地震に適用される標準スペクトルについて周期〇・〇二ないし〇・一〇秒の周期範囲と、マグニチュード七の中距離地震に適用される標準スペクトルについて○・〇二ないし○・一三秒の周期範囲に限られることが認められる。
そうすると、一般に、建物の床応答スペクトルは、建物の固有周期において昀大となるところ、甲ハ五二の添付⑭及び甲ニ四の一（原告本人Ｐ５調書一）五六頁、五七頁によれば、本件原子炉施設の原子炉建物の固有周期は約○・二秒であると認められるから、前記各周期範囲における大崎スペクトルと実地震動スペクトルとのわずかなスペクトル強度の差が、本件原子炉施設の原子炉建物の床応答スペクトルに及ぼす影響は極めて小さく、耐震設計上問題となるものではないというべきである。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ロ）　安全余裕について
原告らは、大崎の方法には安全余裕がないから、右床応答スペクトルの示す加速度が想定以上に及ぶ可能性があり、実地震動によって耐震設計で想定された以上の力が加わるおそれがある旨主張する。
しかし、乙ハ九によれば、大崎スペクトルは、マグニチュード六の遠距離地震に適用される標準スペクトルについて周期○・〇二ないし○・一〇秒の周期範囲と、マグニチュード七の中距離地震に適用される標準ス。ベクトルについて○・〇二ないし○・一三秒の周期範囲を除いて、実地震動スペクトルを上回っており、この限りでは安全余裕があることが認められる。
また、前記（（１）、（ハ））のとおり、床応答スペクトルを作成するに当たっては、適切な減衰定数を定めて求めた床応答スペクトルに対し、スペクトルが右下がりにある周期範囲ではスペクトルを右側、スペクトルが左下がりにある周期範囲では左側にそれぞれ一〇パーセント平行移動させるなどの方法でスペクトルの拡幅を行って安全側の地震力設定となるようにしているなど、本件原子炉施設の耐震設計は、基準地震動の策定から個別具体的な耐震設計までの全体において保守性を確保するものであり、基準地震動の模擬地震波の作成等の場面で保守的な想定をしている。
そして、弁論の全趣旨によれば、大崎の方法は、ほぼ解放基盤上と考えられる場所において実測された地震動特性を整理し、工学的検討を加えて標準化した応答スペクトルであり、本件原子炉施設を始め他の原子炉施設の耐震設計においても有用な方法として現在でも広く用いられていることが認められる。このようにみると、大崎の方法には安全余裕が十分にはないとしても、そのことから直ちに、本件原子炉施設の耐震設計に従前の大崎スペクトルを用いたことが合理性を失うものではないというべきである。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ハ）　修正大崎スペクトルについて
原告らは、長周期側の地震動をより大きく見積もる一九九四年版の大崎スペクトルが発表されたことにより、従前の大崎スペクトルは妥当性を失ったから、これを用いて行われた本件原子炉施設の耐震設計には不合理である旨主張する。しかし、甲ハ五七によれば、修正大崎スペクトルは、作成者の大崎順彦自身が、一般の土木・建築構造物用として位置づけていることが認められ、右修正大崎スペクトルは、剛構造の原子力発電所よりも固有周期が長い建物等に適用することを予定したものというべきであって、原子力発電所に適用されるべきものとはいえない。また、前記（イ）のとおり、本件原子炉施設の原子炉建物の固有周期は短周期であるから、長周期側の地震動を大きく見積もる修正大崎スペクトルによって本件原子炉施設の耐震設計に従前の大崎スペクトルを用いたことが合理性を失うものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ニ）　兵庫県南部地震について
原告らは、兵庫県南部地震の際に神戸大学のトンネル内で観測された地震動の応答スペクトルが大崎スペクトルを長周期側で上回ったことから、大崎の方法は合理性を失った旨主張する。この点、乙ハ九によれば、大崎スペクトルは、露出した岩盤表面上ないしはごく岩盤表面に近い箇所、すなわちほぼ解放基盤表面上と考えられる箇所に設置された地震計によって観測された実地震動記録を基に作成されたものであることが認められる。
しかし、甲ハ六〇によれば、神戸大学で観測された地震動は、花崗岩上に厚さ一・三メートルの埋戻土又は表層土があり、さらに、その上の厚さ九五センチメートル上のコンクリート床上に設置された地震計によるものであって、解放基盤表面上と考えられる箇所に設置された地震計によるものではないことが認められ、また、乙ハ九によれば、大崎スペクトルは、横波速度の値がほぼ毎秒〇・七ないし一・九キロメートルまでの範囲の堅さの岩盤に対してよく適用するとされていることが認められるのに対し、甲ハ六〇によれば、神戸大学に設置された地震計の直下九五センチメートルから二二五センチメートルまでの範囲にある埋戻土又は表層土の横波速度は、毎秒〇・二四キロメートル程度であることが認められる。
そうすると、神戸大学の地震計設置箇所が大崎の方法の前提となる解放基盤表面といえないことは明らかであるし、兵庫県南部地震の際に、神戸大学で観測された昀大速度振幅が大きな値を示したのは、埋戻土や表層土といった表層地盤の増幅等の影響によるものと考えられており（甲ハ六〇）、表層地盤を取り除いて岩盤に直接設置されている本件原子炉施設をこれと同列に論じることはできないから、右神戸大学で観測された地震動によって大崎スペクトルの妥当性が失われるものではない。
さらに、地震動の応答スペクトルが、大崎スペクトルを長周期側で上回ったことについては、前記（イ）のとおり、本件原子炉施設の建物及び構築物は剛構造であり、その固有周期は約〇・二秒程度であるから、本件原子炉施設の建物及び構築物が長周期側の地震動との共振によって大きな影響を受けるということはできない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　構造計算について
原告らは、「設計及び工事の方法の認可申請書」添付の構造計算書中、ガードベッセルの耐震性に関する応力評価の中で、「下部サポート外面」における「一次応力＋二次応力の判定」の欄において、求められた応力値（三三・三）がかっこ内の値（三〇・二）を超えているにもかかわらず、結論において「地震時に発生する各応力は許容値を満足しており、安全である。」としていることは、誤りである旨主張する。


しかし、乙ハ一一によれば、右の応力値は、地震動のみによる一次応力と二次応力とを加えて求めた応力の昀大値と昀小値との差を示すものであり、右の差すなわち変動値が設計降伏点（ＳＹ）の二倍以下であれば疲れ解析は不要であるが、二ＳＹを超えるときは弾塑性解析により求められる応力値を用いて疲れ解析を行うことが必要となるものであるところ、被告は、右の変動値（三三・三）が判定値（三〇・二）を超えたため、疲れ解析を実施し、疲れ累積
係数が〇・〇〇一であり、許容値の一・〇以下であることを確認し、許容値を満足すると判断したことが認められる。
なお、甲ニ四の二（原告本人Ｐ５調書二）六一ないし六四頁、六六頁、六七頁には、右判定値を超えた場合に疲れ解析をすることは適切でなく、右判定基準自体が誤りである旨の供述があるが、乙ハ一七及び乙ハ一九によれば、疲れ解析は、地震時の繰り返し荷重によって応力が繰り返し構造物にかかり、破損（疲労破損）に至ることを防止するために、「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準」（昭和五五年通商産業省告示五〇一号）や原子力発電所耐震設計技術指針（社団法人日本電気協会）に基づいて行われる解析であることが認められ、右は疲労強度の点から材料の健全性を検討するものであるから、右判定基準は合理的なものということができる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
四　まとめ
以上のとおり、本件安全審査においては、調査審議の結果、本件原子炉施設の立地条件及び地震に係る安全性について、本件原子炉施設が具体的審査基準に適合し、その基本設計ないし基本的設計方針において、本件原子炉施設の立地条件及び本件原子炉施設の周辺において発生するおそれのある地震を考慮しても、本件原子炉施設の安全性を確保することができ、原子炉等による災害の防止上支障がないものとしているが、右調査審議及び判断の過程に、重大かつ明白な瑕疵といえるような看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。
第四　本件原子炉施設の安全設計
一　本件安全審査の内容
乙　七ないし一〇、乙一四の一ないし三、乙一六、乙二二、乙二三、乙イ六並びに弁論の全趣旨によれば、本件原子炉施設の安全設計についての本件安全審査の内容について、次のとおりと認められる。
１　原子炉及び計測制御系
（一）　炉心設計
（１）　核設計
（イ）　本件安全審査においては、核設計手法の妥当性、反応度制御性等について検討し、炉心の核設計において、高速中性子を利用した増殖炉の核特性を考慮して、次の事項を満足するか否かについて審査した。
（ａ）　運転に伴う反応度の変化を安定に制御することができると共に、昀大の反応度効果を有する制御棒が完全に引き抜かれた状態であっても常に炉心を臨界未満にできること。
（ｂ）　通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において、プラントの各系統と
あいまって、燃料の許容設
計限界を超えないこと。
（ｃ）　すべての運転範囲で急速な固有の負の反応度フィードバック特性を有する設計であること。
（ロ）　そして「本件安全審査においては、次の事項を確認した。（ａ）　核設計手法は、先行炉である高速実験炉「常陽」の手法と基本的には同じであり、モーツァルト、ＦＣＡ及びＺＰＰＲ臨界実験解析等により、その妥当性が確認されている。
（ｂ）　本件原子炉施設の反応度制御は、調整棒と後備炉停止棒からなる制御棒によって行われるが、調整棒は、原子炉を運転するために必要な出力補償反応度、燃焼補償反応度等を制御する機能を有しており、運転に伴う反応度変化を安定して制御できる設計とされる。
また、昀も反応度効果の大きい調整棒一本が完全引抜位置に固着して挿入できない場合でも炉心を臨界未満にでき、かつ、臨界未満を維持できる設計となっている。更に、調整棒による原子炉停止系が不動作の場合でも、後備炉停止棒により炉心を臨界未満にし、維持できる設計とされる。なお、初装荷炉心においては、固定吸収体を半径方向ブランケット領域再内層に装荷することによっても過剰反応度を抑制することができる設計とされる。
（ｃ）　炉心燃料領域は、内側炉心と外側炉心の二領域に分割され、外側炉心にプルトニウム富化度の高い燃料集合体を装荷することによって、出力分布の平担化を図っている。本件原子炉施設は、後記（第六、一、４）のとおり、運転時の異常な過渡変化時においても、プラントの各系統とあいまって、燃料の許容設計限界を超えることはない。
（ｄ）　本件原子炉施設は、ドップラ係数、冷却材温度係数等を総合した固有の負の反応度フィードバック特性を有しており、後記のとおり、未臨界状態からの制御棒の異常な引き抜き等の運転時の異常な過渡変化時においても、急激な出力上昇を軽減できる。
（ｅ）　本件原子炉施設の中性子エネルギー範囲では、核分裂生成物が大きな吸収断面積を有しないので、キセノンによる中性子束分布の空間的振動は発生せず、炉心内の出力分布は安定である。
（ハ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の核設計は妥当であると判断した。
（２）　熱流力設計
（イ）　本件安全審査においては、熱流力設計に用いる出力分布、サブチャンネル間の熱的混合効果、冷却材流量配分について検討し、炉心の熱流力設計が、通常運
転時はもちろん、運転時
の異常な過渡変化時においても、燃料の許容設計限界を超えないように、また、ナトリウムの沸騰による過大な反応度添加を防止できるように、次の事項を満足するか否かを審査した。
（ａ）　燃料昀高温度はプルトニウム・ウラン混合酸化物の融点未満であること。（ｂ）　運転時の異常な過渡変化時における燃料被覆管肉厚中心昀高温度は八三〇℃以下であること。
（ｃ）　冷却材温度は沸点未満であること。
（ｄ）　定格出力時の炉心燃料被覆管肉厚中心昀高温度は六七五℃以下であること。
（ロ）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（ａ）　炉心内の出力分布は、燃料の燃焼状態、制御棒の挿入状態により変化するため、各流量領域ごとにそれらの状態を考慮して昀も発熱量の大きくなる状態での値を求め、熱流力設計用の出力分布としている。


（ｂ）　燃料集合体内の隣接するサブチャンネル間の熱的混合割合を与える渦拡散係数については、実機寸法の模擬燃料集合体を用いたナトリウム流動試験結果に基づき、十分な余裕を見込んだ設計値が用いられている。（ｃ）　冷却材の流量配分は、炉心燃料集合体装荷領域を八流量領域に、ブランケット燃料集合体装荷領域を三流量領域に分割して行われ、各領域の流量は、燃料被覆管昀高温度がほぼ均一になるように決められている。流量調節機構及び炉心構成要素各部の出力損失特性は、各種の水流動試験に基づいて評価されており、その妥当性が確認されている。
（ｄ）　プルトニウム・ウラン混合酸化物の融点は、未照射燃料では約二七四〇℃であるが、初期の燃焼効果を考慮し、燃料昀高温度に対する設計上の上限値は二六五〇℃と設定されている。燃焼が進んだ段階では融点は漸減するが、線出力密度減少による燃料温度低下の方が大きくなるため、燃焼初期の燃料昀高温度を二六五〇℃に制限することにより、燃焼進行後の燃料昀高温度に対しても融点に対する裕度は十分確保できる。
また、燃料昀高温度の計算値は、定格出力時で約二三五〇℃であるが、後記（第六、一、４）のとおり、運転時の異常な過渡変化時においても昀高約二五六〇℃であるので、制限値よりも十分低い。なお、ブランケット燃料昀高温度の融点に対する裕度は炉心燃料の場合に比べて十分大きい。
（ｅ）　運転時の異常な過渡変化時における燃料被覆管肉厚中心昀高温度の制限値は、燃料被覆管がプレナムガスの内圧により破損しないよう、炉外急速加熱試験データに安全余裕を考慮して設定されている。そして、後記（第六、一、４）のとおり、運転時の異常な過渡変化時における燃料被覆管肉厚中心昀高温度は制限値より十分低い。
（ｆ）　冷却材昀高温度の計算値は、定格出力時で炉心燃料集合体において約六五九℃、ブランケット燃料集合体において約六九六℃であり、後記（第六、一、４）のとおり、運転時の異常な過渡変化時においても沸点より十分低い。（ｇ）　定格出力時の炉心燃料被覆管肉厚中心昀高温度の制限値は、通常運転時における内圧クリープが、所定の燃焼度まで燃料被覆管の健全性を保持するための機械的強度の主要な制限因子となることから設定されたものであるところ、昀高温度の計算値は、定格出力時で六七五℃以下とされている。（ハ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の熱流力設計は妥当であると判断した。
（３）　動特性
（イ）　本件安全審査においては、動特性計算コードの妥当性及び運転中の設計負荷変化に対する安定性について検討し、本件原子炉施設を安定に運転するために、運転中の外乱に対して燃料の許容設計限界を超える状態となる過大な出力振動が生じないように自己制御性を持たせているか否か、十分な減衰特性を持たせる設計であるか否か、たとえ出力振動が生じても、それを検出して抑制できる設計であるか否かを審査した。
（ロ）　そして、本件安全審査においては、動特性計算コードは、先行炉及び試験施設における実測データとの比較検討により、妥当なものと確認されていること、原子炉施設の安定性についても、プラスマイナス一〇パーセントのステップ状出力変化、プラスマイナス五パーセント毎分のランプ状出力変化及び五〇パーセント負荷喪失の設計負荷変化を与えた解析結果から、原子炉出力制御系、一次主冷却系及び二次主冷却系の流量制御系、給水流量制御系、主蒸気圧力制御系等を含めた原子炉施設の各系統の機能とあいまって、十分な減衰特性を有していることから、本件原子炉施設は十分な安定性を有すると判断した。
（４）　機械設計
（イ）　本件安全審査においては被覆管及び燃料集合体の機械強度、変形、ＳＵＳ三一六相当ステンレス鋼の耐スエリング性、燃料集合体の流路閉塞防止対策等について検討し、燃料要素については、高温ナトリウム中で使用され、かつ燃焼度が高
いことから、燃料被覆管の内圧によ
るクリープ効果及びスエリング効果等を考慮した設計であるか否か、また、燃料集合体については、変形等を考慮すると共に流路閉塞を防止する設計であるか否かを審査した。
（ロ）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（ａ）　炉心燃料要素の内圧は、ガスプレナムの容積を十分とることにより抑えられており、被覆管のクリープ寿命分数和は、燃焼進行後の核分裂生成ガースの放出率を一〇〇パーセントとして評価した場合においても約〇・三であり、設計上の制限値である一以下となる。被覆管に生じる応力は、ＳＵＳ三一六相当ステンレス綱の許容応力を十分に下回っており、また、全使用期間中に予想される各種出力変動による被覆管の累積疲労も設計疲労寿命と比べて十分小さい。（ｂ）　燃料被覆管に生じる歪みは、主として高速中性子の照射によるスエリングと照射クリープ変形に起因する外径増加で表すことができ、この外径増加は燃料集合体の冷却機能維持の観点から七パーセント程度までが許容できると評価されているところ、本件原子炉施設の炉心燃料要素は、核分裂生成ガスによる内圧やペレットと被覆管の相互作用等、原子炉の運転中に生じる諸現象を考慮して評価した被覆管の昀大外径増加は、使用期間末期で約六パーセントとなる。（ｃ）　炉心燃料集合体を構成する各部品は使用期間中に予想される各種荷重に対して十分な強度を有する設計とされる。炉心燃料集合体の変形については、熱膨張、スエリング、照射クリープ等を考慮した列群としての評価をした結果、湾曲やふくれによって、スペーサ・パッド部以外でラッパ管同士が接触することはなく、また湾曲拘束の反力も集合体の健全性上過大となることはない。（ｄ）　燃料集合体は、燃料要素内部の自由間隙を狭めることにより、被覆管の健全性上問題となるような擦り痕の発生を抑える対策が講じられている。（ｅ）ブランケット燃料集合体については、集合体昀高燃焼度が約五八〇〇ＭＷＤ／Ｔと低く、燃料要素の外径増加、内圧、疲労寿命等は十分大きな設計余裕を有する。また、ブランケット燃料集合体の機械的強度は炉心燃料集合体と同等であり、その健全性は問題とならない。
（ｆ）　本件原子炉施設においては、ワイヤスペーサを用いた標準の炉心燃料集合体のほかに、代替型炉心燃料集合体としてグリッドスペーサを用いた炉心燃料集合
体が装荷される場合があるが、装荷位置と体数
を限定することにより、前記（イ）の設計方針が満足されるので、その使用に問題はない。


（ｇ）　燃料集合体は、輸送及び取扱中に受ける通常の荷重に対しても十分な強度を有する設計とされる。
（ｈ）　燃料集合体の流路閉塞防止対策として、炉心燃料集合体の場合、冷却材流入孔がエントランスノズルの円筒側面上六方向に分散配置されており、これらが異物によって同時に塞がることのない設計としている。
また、ブランケット燃料集合体については、連結管側のオリフィス板に十字型の溝を設け、冷却材が四方向から流入する構造とすることにより、流路閉塞を防止する対策が講じられている。
（ｉ）　炉心槽、炉心支持板、炉内構造支持構造物、炉心上部機構等の原子炉容器内構造物は、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時、地震時及び事故時の荷重に対し、原子炉容器内の温度、圧力等を考慮して、必要な強度及び機能を保持する設計とされる。
（ハ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の炉心燃料集合体及びブランケット燃料集合体は、全使用期間にわたってその健全性が保たれるとして、本件原子炉施設の炉心に関する機械設計は妥当であると判断した。
（二）　計測制御系
（１）　制御室
（イ）　本件安全審査においては、中央制御室の事故時の接近性、居住性、主要ケーブル、制御盤等の火災対策、中央制御室外原子炉停止装置の機能について検討し、中央制御室には、通常運転時の操作はもちろん、事故時にも従事者が接近し、又は留まり、事故対策操作が可能であるように、換気設計、遮へい設計、不燃設計等が適切にされているか否か、また、中央制御室外の適切な場所から本件原子炉を停止することができるか否かを審査した。
（ロ）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（ａ）　中央制御室には、通常運転操作、事故対策操作に必要な原子炉制御系、安全保護系、タービン設備、電気設備、放射線監視設備、プロセス計装設備等の計装制御装置が設置され、集中的に監視及び制御を行えるように設計される。（ｂ）　中央制御室の換気系は他の換気系とは独立して設けられ、事故時には外気との連絡口を遮断し、よう素除去フィルタを備えた閉回路循環方式が採用され、従事者は内部被曝から防護される。外気との遮断が長期にわたり、室内の雰囲気が悪くなった場合は、外気をよう素除去フィルタで浄化しながら取り入れることができる。また、中央制御室の遮へいは、事故時においても従事者が外部被曝から防護される設計とされる。右設計により、事故時に中央制御室へ接近し、留まって必要な操作を行う場合の被曝線量は十分低くなるので、通常運転時にはもちろん、事故時にも従事者が中央制御室に接近し、留まって必要な操作を行える。
（ｃ）　中央制御室のケーブル、制御盤等は、原則として不燃性、難燃性材料を用い、独立性を考慮した設計がされ、火災が発生する可能性を極力少なくするよう配慮されると共に、火災検知器及び消火設備が設けられ、更に運転員が常時在室しているので早期火災検知及び早期消火が行える。
（ｄ）　中央制御室において、何らかの原因により留まることができない場合にも、中央制御室から十分離れた場所に設けられた中央制御室外原子炉停止装置により原子炉を停止し、引き続き安全な状態に維持することが可能なように設計される。
（ハ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の制御室は所要の機能を果たす能力を有すると判断した。
（２）　計測制御設備泌
（イ）　本件安全審査においては、計測制御設備の種類、系統構成、機能等について検討し、計測制御設備が、通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において、炉心、原子炉冷却材バウンダリ、格納容器バウンダリ及びそれらに関連する系統の健全性を確保するために必要なパラメータが、適切な予想範囲に維持、制御されるか否か、これらのパラメータについて、予想変動範囲内での監視が可能であるか否か、事故時において、計測制御設備は、事故の状態を知り、対策を講じるために必要なパラメータを監視できる設計であるか否かを審査した。（ロ）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（ａ）　本件原子炉施設における計測制御設備は、通常運転時に起こり得る設計負荷変化及び外乱に対して監視及び制御を行えるよう設計される。また、炉心、原子炉冷却材バウンダリ、格納容器バウンダリ及びその関連する系統の健全性を確保するため、中性子束、制御棒位置、一次、二次各主冷却系の温度、流量、原子炉容器ナトリウム液位、原子炉格納容器床下雰囲気温度等の重要なパラメータの監視、制御を行えるよう設計される。これらのパラメータは、原子炉出力制御系、主冷却系流量制御系、給水流量制御系等の制御設備により適切な運転範囲内に維持し制御できる設計とされる。
（ｂ）　一次冷却材漏えいのような事故時においても、原子炉格納容器床下雰囲気温度等を連続して監視及び記録できる設計とされる。
（ｃ）　また、一次アルゴンガス系及び原子炉格納容器内の放射性物質濃度については、事故時においてもサンプリングにより測定、監視できるよう設計される。そして、原子炉の停止状態及び炉心の冷却状態は、二種類以上のパラメータにより監視あるいは推定できる設計とされる。
（ハ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の計測制御設備の設計は妥当であると判断した。
（３）　電源設備
（イ）　電源設備は外部電源系、非常用所内電源系等から構成されている。（ロ）　外部電源系本件安全審査においては、外部電源系は、二回線以上の送電線により電力系統に接続されているか否かを審査し、本件原子炉施設は連繋する送電線は二七五キロボルト送電線二回線を有するので、外部電源系との電力系統連繋の多重性は確保されると判断した。
（ハ）　非常用所内電源設備


（ａ）本件安全審査においては、ディーゼル発電器及び直流電源の容量及び信頼性、ケーブル等の火災対策について検討し、外部電源喪失時に、一系統が作動しないと仮定しても、燃料の許容設計限界及び原子炉冷却材バウンダリの設計条件を超えることなく炉心を冷却できるか否か、また、一次冷却材漏えい事故が同時に起こったと仮定しても、炉心の冷却と共に、原子炉格納容器並びに安全上重要な系統及び機器の機能を確保できる容量と機能を有するか否かを審査した。（ｂ）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（い）　非常用電源設備として、必要な容量を持つデイーゼル発電機三台、蓄電池三組が各々分離独立した部屋に収納され、分離独立した非常用母線に接続される。（ろ）　ディーゼル発電機は、一次冷却材漏えい事故又は外部電源の喪失が発生した場合、原子炉を安全に停止させ又は工学的安全施設を動作させるのに必要な電力を約一〇秒で供給できる設計とされる。
（は）　ディーゼル発電機及び蓄電池は、適切な定期試験及び検査が行える設計とされる。
（に）　所内ケーブル、制御盤等の絶縁材料は、可能な限り不燃性又は難燃性の材料が使用される。
（ほ）　本件原子炉施設の全動力電源喪失を想定した場合にも、原子炉は安全に停止できる。この場合、原子炉は自動的に停止
し、全動力電源喪失の期間（三〇分程度）を通じ蓄電池を電源とする非常用照明、原子炉計装及びプロセス計装により、必要な運転監視を行うことができる。（ｃ）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の非常用所内電源設備は、外部電源喪失と機器の単一故障を仮定しても、安全上重要な系統及び機器が所定の機能を果たすために十分な電力を供給する能力を有すると判断した。
２　原子炉停止系、反応度制御系及び安全保護系
（一）　原子炉停止系
本件安全審査においては、原子炉停止系の独立性、反応度停止余裕、制御棒落下時間、信頼性等について検討し、原子炉停止系が、次の事項を満足するか否かを審査した。
（イ）　少なくとも二つの独立した系を有する信頼性の高い設計であること。（ロ）　少なくとも一つは、通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において、燃料の許容設計限界を超えることなく、炉心を臨界未満にでき、かつ、低温状態で臨界未満を維持できる設計であること。また、一つの系の不動作を仮定しても、炉心を臨界未満にでき、かつ、低温状態で臨界未満を維持できる設計であること。（ハ）　少なくとも一つは、事故時において炉心を速やかに臨界未満にでき、かつ、低温状態で臨界未満を維持できる設計であること。（三）　反応度効果の昀も大きい制御棒が完全に炉心の外に引き抜かれて固着し、挿入できない時でも、炉心を臨界未満にでき、かつ、低温状態で臨界未満を維持できる設計であること。
（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　原子炉停止系は、調整棒による主炉停止系及び後備炉停止棒による後備炉停止系の独立した二つの系統が設けられる。
（ロ）　主炉停止系は、昀も反応度効果の大きい調整棒一本が完全引抜位置のまま挿入でぎない場合でも、低温状態において適切な余裕をもって臨界未満に維持できる。
（ハ）　仮に主炉停止系が不動作の場合であっても、後備炉停止系のみによって、低温状態において適切な余裕をもって臨界未満に維持できる。（二）　原子炉緊急停止時の制御棒挿入時間は、全ストロークの八五パーセント挿入までを一ないし二秒としているが、この値は水中及びナトリウム中の落下試験によって十分満足されることが確認されている。
（ホ）　後記（第六、一、４及び同二、４）のとおり、運転時の異常な過渡変化時
においても、炉心特性とあいま
って、燃料の許容設計限界を超えることなく、原子炉を臨界未満にし、かつ、維持できる。また、事故時においても原子炉を臨界未満にし、かつ維持できる。（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施一設の原子炉停止系の設計は妥当であると判断した。
（二）　反応度制御系
（１）　本件安全審査においては、制御棒の制御能力、急激な反応度添加等について検討し、反応度制御系は、負荷変動、温度変化、燃料の燃焼等によって生じる反応度変化を調整し、所要の運転状態に維持することができると共に、その昀大反応度価値及び添加率から想定される反応度事故により原子炉冷却材バウンダリの破損等が生じないような設計であるか否かを審査した。
（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　本件原子炉施設の通常運転時における反応度制御は、調整棒によって行うが、調整棒は、一〇本の粗調整棒と三本の微調整棒に分けられ、十分な反応度制御能力を有する設計とされる。
（ロ）　微調整棒は、主として負荷変動による反応度変化の調整を、粗調整棒は主として部分出力状態から低温状態までの温度変化及び燃料の燃焼に伴う反応度変化の調整を行う設計となっており、両者の組合せによって所要の運転状態を維持できる。
（ハ）　急激な反応度添加については、原子炉容器内の圧力が大気圧に比べてそれ程高くないので、制御棒飛び出しのような事象は起こり得ず、昀大反応度価値を有する制御棒のステップ状反応度添加を想定する必要はない。また、制御棒の連続引き抜きによる反応度添加については通常運転時の制御棒引抜昀大速度を制限することにより、かつ、駆動モータの昀大駆動速度は電源と負荷の関係等から物理的に制限されるため、後記（第六、一、４及び同二、４）のとおり、運転時の異常な過渡変化時又は事故時の基準を超えるような過度な反応度添加率にはならない。（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の反応度制御系の設計は妥当であると判断した。
（三）　安全保護系
（１）　本件安全審査においては、安全保護系の起動条件、多重性、独立性、計測制御系との分離、運転時の異常な過渡変化時及び事故時の機能について検討し、安全保護系が、次の事項を満足するか否かを審査した。
（イ）　運転時の異常な過渡変化時にその異常状態を検知し、原子炉停止系等を自動的に作動させ、燃料の許容設計限界を超えないように設計されること。また、偶発的な制御棒引き抜きのような原子炉停止系のいかなる単一の誤動作に対しても、燃料の許容設計限界を超えないように考慮された設計であること。（ロ）　事故時には直ちにこれを検知し、原子炉停止系及び工学的安全施設を自動的に作動させる設計であること。


（ハ）　通常運転時、運転時の異常な過渡変化時、保修時、試験時及び事故時において、その保護機能が喪失しないように、チャンネル相互を分離し、多重性を持たせたチャンネル間の独立性を確保できると共に、駆動源の喪失等不利な状態になっても昀終的に安全な状態に落ち着くような設計であること。（ニ）　計測制御系との部分的共用によって、安全保護系の機能を失わないように、計測制御系から分離される設計であること。
（ホ）原則としてその機能を原子炉運転中に試験できる設計であること。（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　安全保護系は、運転時の異常な過渡変化時に、中性子束及び一次主冷却系流量等の変化を検出し、原子炉停止系を自動的に作動させ、プラントの各系統の機能とあいまって、後記（第六、一、４）のとおり、燃料の許容設計限界を超えることはない。また、制御棒引き抜きのような原子炉停止系の単一の誤動作に起因する炉心内の反応度又は出力分布の異常な過渡変化においても、原子炉停止系が作動して、燃料の許容設計限界を超えることはない。
（ロ）　安全保護系は、事故時に、中性子及び一次主冷却系流量、原子炉容器ナトリウム液位等の異常状態を検出し、原子炉停止系及び補助冷却設備等の工学的安全施設を自動的に作動させる設計とされる。
（ハ）　安全保護系は、安全保護機能を失う結果をもたらさないように、十分に信頼性のある少なくともニチャンネルの安全保護回路が設けられ、更に、原子炉停止系及び工学的安全施設を作動させるための検出器は、原則として「２　Ｏｕｔ　ｏｆ　３」構成とし、多重性を持たせることにより、当該系を構成する機器又はチャンネルの単一故障あるいは使用状態からの単一の取り外しを行っても安全保護機能が損なわれない設計とされる。
（ニ）　安全保護系を構成するチャンネルは相互干渉が起こらないように、各チャンネル毎に専用のケーブルトレイ、計器ラック等を設けると共に、各チヤンネル相
互を可能な限り物理
的、電気的に分離し、独立性を持たせる設計とされる。（ホ）　安全保護系及び計測制御系の電源、検出器、ケーブル等は、原則として互いに分離する設計とされる。安全保護系の一部から、計測制御系への信号を取り出す場合には、信号の分岐箇所に絶縁増幅器を使用し、計測制御系の短絡、地絡又は断線によって安全保護系に影響を与えることのない設計とされる。（ヘ）　安全保護系による保護動作は、フェイルセイフ又は故障と同時に現状維持とし、現状維持の場合には、同一の機能を持つ他の系統の保護動作が行えるようにすることにより、駆動源の喪失、系の遮断等、不利な状態になっても昀終的に安全な状態に落ち着くように設計される。
（ト）　安全保護系は、原子炉運転中にも計測チャンネル及び論理回路トレインの試験ができるように設計される。計測チャンネル及び論理回路トレインは、多重性、独立性を持たせることにより、試験中でも残りのチャンネル及びトレインで保護機能を果たせるように設計される。
（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の安全保護系の設計は妥当であると判断した。
３　原子炉冷却系
（一）　原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリ
（２）　原子炉冷却材バウンダリ
（イ）　本件安全審査においては、通常運転時における原子炉冷却材バウンダリの圧力及び温度、昇温、降温速度の妥当性、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に予想される熱的過渡変化に対する健全性、漏えい検出対策、急速な伝播型破断防止対策、運転開始後における定期的な試験可能性について検討し、原子炉冷却材バウンダリを構成する機器及び配管は、冷却材の漏えいや破損の発生する可能性が極めて小さくなるよう考慮された設計であるか否か、通常運転時、運転時の異常な過渡
変化時及び事故時において、
その健全性を確保すると共に、原子炉冷却材バウンダリの漏えい検出、破壊の防止及び定期的な試験、検査ができる設計であるか否か、原子炉冷却材バウンダリの健全性について審査した。
（ロ）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（ａ）　冷却材は沸騰を防止するために加圧する必要がないので、原子炉冷却材バウンダリの圧力は低い水準に保たれる。通常運転時の一次冷却材温度は、原子炉出力制御系、主冷却系流量制御系、中間熱交換器による適切な除勲等により、設定値
を保つ
よう制御される。また、原子炉冷却材バウンダリについては、通常運転時の原子炉起動、停止時の昇温、降温速度を適切に抑えることとしている。（ｂ）　外部電源喪失、制御棒の異常な引き抜き等の運転時の異常な過渡変化に対しては、原子炉停止に至る安全保護回路が設けられるほか、原子炉冷却材バウンダリの過度の温度上昇を防止するため、ポニーモータによる循環路ポンプの低速運転及び補助冷却設備による除熱等により、原子炉冷却材バウンダリの運転時の異常な過渡変化時の昀高温度は、後記（第六、一、４）のとおり、昀高使用温度の一・四倍又は六〇〇℃のいずれか低い方を超えることはない。（ｃ）　事故時において、原子炉冷却材バウンダリの温度が昀も高くなるのは、後記（第六、二、４）のとおり、燃料スランピング事故であるが、この事故時においても、原子炉は自動停止し、原子炉冷却材バウンダリの温度は、昀高使用温度の一・六倍又は六五〇℃のいずれも超えることはない。また、蒸気発生器伝熱管破損事故に代表されるナトリウム・水反応を伴う事象に対しては、二次主冷却系を設けることによってその影響を緩和するので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（ｄ）　原子炉冷却材バウンダリを構成する機器及び配管の使用材料としては、脆性破壊のおそれがないオーステナイト系ステンレス鋼が使用され、内圧が低いこととあいまって急速な伝播型破断が防止される。また、原子炉容器の母材及び溶接部等については、試験片を原子炉容器内に挿入し、中性子照射等による材料特性の変化を監視できる設計とされる。
（ｅ）原子炉冷却材バウンダリからの冷却材漏えいに対しては、バウンダリを構成する機器及び配管にサンプリング型又は接触型ナトリウム漏えい検出器が設けられ、これらにより速やかに検出できるようにされる。更に、安全保護系としての原子炉容器ナトリウム液位、原子炉格納容器床下雰囲気温度、ガードベッセル内漏えいナトリウム液位及び原子炉格納容器床上放射能の測定によって冷却材漏えいを検出できるようにされる。したがって、冷却材漏えいの速やかな検出が可能であり、また、確実な検出が十分できる。


（ｆ）　原子炉冷却材バウンダリとなる機器及び配管は、原子炉の運転開始後、重要な部分に対し、供用期間中定期的に検査が行えるように、検査箇所へ検査機器等を接近できるよう配置が考慮される。
（ハ）　本
件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の原子炉冷却材バゥンダリの健全性は十分に確保されると判断した。
（２）　原子炉カバーガス等のバウンダリ
本件安全審査においては、原子炉カバーガス等のバウンダリが、異常な原子炉カバーガスの漏えいやバウンダリの破損の発生する可能性が十分小さくなるよう考慮された設計であるか否か、原子炉カバーガスのバウンダリの健全性を審査した。そして、本件安全審査においては、原子炉冷却材バウンダリと合わせて原子炉からの放射性物質の放散に対する閉じた障壁を形成する原子炉カバーガス等のバウンダリについては、原子炉施設の寿命中を通じて高い信頼性を得るように、適切な材料選択、耐震設計等を行い、定格出力時の原子炉カバーガス圧力は十分低く抑える設計とされることから、異常な原子炉カバーガスの漏えい又はバウンダリの破損の発生する可能性は十分小さいとして、本件原子炉施設の原子炉カバーガス等のバウンダリの健全性は十分確保されると判断した。
（二）　二次主冷却系（中間冷却系）
（１）　本件安全審査においては、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び事故時における熱の輸送能力、蒸発器又は過熱器における伝熱管破損時の二次冷却材への水漏えいの対策、中間熱交換器の伝熱管破損時の二次冷却材中への一次冷却材の漏えい防止対策について検討し、二次主冷却系は、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び事故時において、一次主冷却系からの熱を確実に水・蒸気系あるいは補助冷却設備に輸送できる設計であるか否か、蒸発器又は過熱器における伝熱管からの水漏えいが生じた場合であっても、その影響により重要な構築物等の安全機能が失われることがない設計であるか否か、また、中間熱交換器伝熱管破損時に二次主冷却系に一次冷却材が漏れ出すことのない設計であるか否かを審査した。（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　通常運転時には、回転数可変の主モータによる一次及び二次主冷却系循環ポンプの運転を行い、一次主冷却系から二次主冷却系に伝えられた熱を蒸気発生器を介して水・蒸気系に伝達できる設計とされる。
（ロ）　運転時の異常な過渡変化時及び事故時においても、原子炉が自動停止された後は、ポニーモータにより一次及び二次主冷却系循環ポンプの運転を行い、炉心
の崩壊熱及び他の残留熱は、一次主
冷却系、二次主冷却系の一部、補助冷却設備を用いて除去される設計とされる。（ハ）　二次主冷却系と水・蒸気系との境界となる蒸発器又は過熱器において伝熱管の破損が生じると、二次冷却材のナトリウムと水との反応が生じるが、これに対応するために、水漏えい検出設備を設け、二次冷却材のナトリウム中及び蒸気発生器カバーガス中の水素濃度を監視する。小漏えい時には、検出設備からの漏えい警報を受け、運転員の判断により水漏えい信号を発する。右信号により、蒸気発生器の水・蒸気側の遮断、内部の水、蒸気の急速なブロー、二次主冷却系循環ポンプ主モータのトリップ等の操作が自動で行われる。
（ニ）　万一、多量のナトリウム・水反応が発生した場合は、蒸発器のカバーガス圧力計又は蒸発器と過熱器のそれぞれに設けられる圧力開放板の開放検出器によって検出し、前述と同様の操作が自動的に行われる。
（ホ）　蒸発器及び過熱器には、圧力開放板を介して、ナトリウム・水反応生成物収納設備が備えてあり、万一多量のナトリウム・水反応が発生した場合でも、二次主冷却系の過度の圧力上昇は防止される。
（ヘ）　二次主冷却系は、一次主冷却系より高圧に維持し、万一、一次主冷却系との境界となる中間熱交換器において伝熱管に破損が生じても、一次冷却材が二次冷却材中に漏れ出すことのない設計とされる。なお、中間熱交換器伝熱管の破損による二次冷却材の一次主冷却系への漏えいは、一次ナトリウムオーバフロータンク及び二次ナトリウムオーバフロータンクの液位監視によって検知する。（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の二次主冷却系の設計は妥当であると判断した。
（三）　残留熱除去に係る系統
（１）　本件安全審査においては、残留熱除去に係る系統の除熱能力及び信頼性について検討し、残留熱除去に係る系統が、原子炉停止時に、燃料の許容設計限界を超えず、原子炉冷却材バウンダリの健全性を損なわないように、炉心からの核分裂生成物の崩壊熱及び他の残留熱を除去できるか否か、また、一次冷却材漏えい事故等の想定される事故に対して、燃料の重大な損傷を防止できるか否かを審査した。（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。誕（イ）　炉心からの核分裂生成物の崩壊熱及び他の残留熱は、原子炉の通常停止直
後においては、一次主冷却系、二次主冷却
系を経て、蒸発器により除去され、発生蒸気は復水器により処理される。その後、原子炉を低温停止状態に移行する段階においては、補助冷却設備空気冷却器により大気に伝達することによって、熱除去が行われる。また、運転時の異常な過渡変化時及び事故時の原子炉停止時には、核分裂生成物の崩壊熱及び他の残留熱は、一次主冷却系、二次主冷却系の一部、補助冷却設備を経て、補助冷却設備空気冷却器によって大気に伝達され、原子炉冷却材バウンダリの健全性を損なうことなく、原子炉を低温状態に移行できる設計とされる。
（ロ）　補助冷却設備は、一次主冷却系、二次主冷却系に対応して、三系銃から構成され、補助冷却設備の動的機器は一次及び二次主冷却系循環ポンプのポニーモータと共に非常用電源にも接続されている。また、補助冷却設備は、一次主冷却系設備及び二次主冷却系設備とあいまって、自然循環により核分裂生成物の崩壊熱及び他の残留熱を除去できる設計とされる。
（ハ）　後記（第六、二、４、（二）、（５））のとおり、一次冷却材漏えい事故に対しても、ガードベッセル等により原子炉冷却材を確保し、補助冷却設備による一系統の運転によっても必要な熱除去能力を有する設計とされる。（ニ）　主冷却系の一部が使用できないメンテナンス時の核分裂生成物の崩壊熱及び他の残留熱の除去においては、複数の補助冷却設備、あるいは補助冷却設備及びメンテナンス冷却系により大気に伝達することによって熱除去が行える設計とされる。メンテナンス冷却系の動的機器は非常用電源にも接続される。（ホ）　残留熱除去に係る系統の信頼性を評価した結果、残留熱除去機能の喪失に至る確率は十分に低く、系統は高い信頼性を有する。


（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の残留熱除去に係る系統の設計は妥当であると判断した。
（四）　冷却水系
本件安全審査においては、冷却水系の熱除去能力等について検討し、冷却水系が、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に、重要な熱構築物等の全熱負荷を昀終的な熱の逃がし場に確実に伝達できるか否かを審査した。そして、本件安全審査においては、重要な構築物等の冷却水系として、原子炉補機冷却水設備及び原子炉補機冷却海水設備が設けられること、原子炉補機冷却水設備は、原子炉補機等と原子炉補機冷却水を冷却する原子炉補機冷却海水設備との間にある中間冷却設備であり、制御用空気圧縮機水中燃料貯蔵設備等の除熱を行う設計とされ、原子炉補機冷却海水設備は、原子炉補機冷却水熱交換器、ディーゼル発電機、機器冷却設備冷凍機、コンクリート冷却設備冷凍機及び空調用冷凍機の除熱を行い、昀終的な熱の逃がし場である海水に熱を放出する設計とされること、これらの冷却水系は独立性及び多重性を有し、また動的機器は非常用電源にも接続されることを確認し、本件原子炉施設の冷却水系は、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び事故時においてその機能を果たし得るものであり、その設計は妥当であると判断した。
４　原子炉格納施設
（一）　原子炉格納容器及び付属設備
（１）　本件安全審査においては、原子炉格納容器の設計が、次の事項を満たすか否かを審査した。
（イ）　原子炉格納容器は、想定される事故条件のもとでの圧力、温度に耐え、かつ、その場合にも所定の漏えい率を超えないこと。
（ロ）　原子炉格納容器は、定期的に所定の圧力で原子炉格納容器全体の漏えい率試験及び検査ができること。
（ハ）　原子炉格納容器は、電線、配管等の貫通部及び出入口の重要な部分の漏えい率試験及び検査ができること。
（ニ）　原子炉格納容器のバウンダリは、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時、保修時、試験時及び事故時において、脆性的挙動を示さず、かつ、急速な伝播型破断を生じないこと。
（ホ）　原子炉格納容器を貫通する配管系は、原子炉格納容器の機能を確保するために必要な隔離能力を有すると共に、ベローを有する配管貫通部は、漏えい検出又は漏えい試験ができること。
（ヘ）　原子炉格納容器を貫通する配管に設けられる隔離弁は、定期的な動作試験が可能であり、かつ、弁の漏えい率が許容設計限界内にあることを確認できること。
（ト）　原子炉冷却材バウンダリに連絡するか、原子炉格納容器内に開口し、原子炉格納容器内を貫通している各配管は、事故時に必要する配管及び計測配管のような特殊な細管を除き、動力源の単一故障によっても自動隔離機能を喪失しない隔離弁を設けること。
（４）　原子炉格納容器内側又は外側において閉じた系は、原則として、少なくとも一個の自動隔離弁を実用上可能な限り原子炉格納容器に接近して設けること。（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　本件原子炉施設の原子炉格納容器は、種々の条件を考慮し、昀高使用圧力〇・五キログラム毎センチメートルＧ、昀高使用温度一五〇℃で設計されるが、事故想定後原子炉格納容器内圧が負圧となった場合でも原子炉格納容器の健全性を確保するため、原子炉格納容器設計外圧よりも小さい設定値で自動的に弁を用いて外気を導入するバキュームブレーカが設けられる。（ロ）　原子炉格納容器と外部遮へい建物との間の配管、エアロック等の格納容器貫通部を含む区画はアニュラス部とし、事故時に原子炉格納容器から漏出する放射性物質を保持するのに十分な気密構造とされる。
（ハ）　原子炉格納容器の漏えい率は、昀高使用圧力、常温窒素雰囲気において１％／ｄ以下となる設計とされる。
（ニ）　原子炉格納容器は、定期的に漏えい率が設計値を超えないことを確認するために、全体漏えい率試験が行える設計とされる。（ホ）　原子炉格納容器を貫通する電線、配管、エアロック等の重要な部分については、個々に試験が行える設計とされる。また、原子炉格納容器を貫通する配管系は、事故条件のもとでの圧力、温度に耐えられるように設計される。また、ベローを有する配管貫通部は、テストタップを取り付け、漏えい等試験が行える設計とされる。（ヘ）　原子炉格納容器を貫通する配管系に設けられる隔離弁は、定期的な動作試験ができる設計とされると共に、弁の漏えい等試験が実施できるように、テストタップが設けられる。また、原子炉格納容器を貫通し、原子炉冷却材バウンダリに連絡するか、原子炉格納容器内に開口する配管には、原則として、原子炉格納容器内外にそれぞれ一つずつの自動隔離弁が設けられる。右隔離弁は、実用上可能な限り原子炉格納容器に接近して設けられ、単一故障を想定しても所定の機能が失わないようにされる。これらの隔離弁は、一次冷却材漏えい事故時等に必要とされる配管等を除いて、隔離信号により隔離される。
（ト）　原子炉格納容器を貫通している系統で隔離弁を設置していない配管は、事故時にその機能を必要とする系統であり、バキュームブレーカ用格納容器床上圧力計配管、安全保護系格納容器床上圧力計配管及び二次主冷却系配管である。両圧力計配管は、事故時にその機能を必要とする計測用細管であって、内部にはシリコン油が満たされており、かつ、原子炉格納容器、ハウンダリとして設計されることから、特に隔離弁を設けておらず、二次主冷却系配管は、事故時に炉心崩壊熱等を除
熱する
のに必要な配管であって、原子炉格納容器の内側の配管は原子炉格納容器バウンダリとして設計され、原子炉格納容器外側も開口していない閉回路で、かつ、二次主冷却材圧力は一次主冷却材圧力よりも高いことから、隔離弁を設けていない。（４）　原子炉格納容器の内側において閉じた系には、原子炉格納容器外側に実用上可能な限り原子炉格納容器に接近した位置に隔離弁が設けられる。（リ）　原子炉格納容器は、耐震設計上Ａｓクラスに属し、設計用限界地震による地震力に対してその安全機能が保持できるように設計され、脆性的挙動及び急速な伝播型破断を防止するために、原子炉格納容器本体及び貫通部は昀低使用温度より一七℃低い以上温度で破壊靭性試験を行い、これに適合する材料が使用される。（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設の原子炉格納容器の設計は妥当であると判断した。
（二）　アニュラス浄化系


（１）　本件安全審査においては、アニュラス部の負圧達成能力、微粒子用フィルタユニットによるナトリウム・エアロゾル除去能力、よう素用フィルタユニツトによるよう素除去能力等について検討し、アニュラス循環排気装置が、原子炉施設の破損、故障等に起因して、原子炉内の燃料の破損等による多量の放射性物質の放散の可能性がある事故時において、原子炉格納容器からの漏えい気体中に含まれるよう素を除去し、現境に放出される放射性物質の濃度を減少させることができるか否かを審査した。
（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　本件原子炉施設のアニュラス循環排気装置は、それぞれ一〇〇パーセント容量の微粒子用フィルタユニット、よう素用フィルタユニットが設置され、非常用電源にも接続される循環排気ファン等から構成される二系統からなり、外部電源喪失及び系統内の単一故障を想定しても、その機能を果たし得る設計とされる。（ロ）　アニュラス部は常時負圧に保たれているが、よう素用フィルタユニットは、バイパスして排気することにより、バイパスラインからよう素用フィルタユニットヘの系統切替えは八分以内に自動でできるように設計される。また、粒子用フィルタユニットのナトリウムエアロゾル除去効率及びよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセント以上となる設計とされる。この系統切替時間と除
去効率は、後記（第六、二、４
、第七、一、３及び同４）の解析結果からみても妥当である。（ハ）　アニュラス循環排気装置は、原子炉運転中でも、一系統ずつの起動試験及び性能チェックが可能なように設計される。
（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設のアニュラス循環排気装置の設計は妥当であると判断した。
５　燃料取扱い及び廃棄物処理系
（一）　燃料取扱い及び貯蔵設備
（１）　本件安全審査においては、燃料取扱い及び貯蔵設備の設計が、次の事項を満たすか否かを審査した。
（イ）　燃料貯蔵設備は、適切な格納機能、貯蔵容量を有し、また、想定されるいかなる場合でも未臨界性を有すること。
（ロ）　燃料取扱設備に対しては、適切な試験、検査ができると共に、燃料落下防止対策が講じられていること。
（ハ）　使用済燃料貯蔵設備は、放射線遮へい、冷却材の冷却及び浄化並びに漏えい防止及び検知機能を有し、想定される燃料落下時にも損傷しないこと。（ニ）　燃料の取扱場所は、崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態及び過度の放射線レベルが検出でき、かつ、その事態を適切に従事者に伝えるか又は自動的に対処できること。
（２）　そして、本件安全審査においては次の事項を確認した。（イ）　新燃料貯蔵ラック、燃料池及び炉外燃料貯蔵槽の貯蔵ラックは、所定の位置以外には燃料集合体を挿入できない構造とされ、各ラックのセルに５体ずつ適切に収納される。
（ロ）　新燃料は、新燃料貯蔵ラック及び炉外燃料貯蔵槽に、使用済燃料は炉外燃料貯蔵槽及び燃料池に貯蔵されるが、これらの貯蔵施設の容量は、新燃料貯蔵ラックで約五〇体、炉外燃料貯蔵槽で約二五〇体、燃料池で約一四〇〇体であり、通常運転時に必要となる新燃料及び使用済燃料の適切な容量を貯蔵できる設計である。（ハ）　新燃料貯蔵室は、水が充満するのを防止するために排水口が設けられるが、容量一杯の新燃料を貯蔵した状態で、貯蔵ラックが純水で満たされるという厳しい異常状態を想定しても、実効増倍率は〇・九五以下に保たれる設計とされる。また、新燃料貯蔵室には、水消火設備を設けない設計とされるが、いかなる密度の水分で満たされた場合でも臨界未満になる設計とされる。（ニ）　使用済燃料等を貯蔵する燃料池及び炉外燃料貯蔵槽の貯蔵ラックは、貯蔵燃料の臨界を防止するために、適切な燃料集合体間距離を取ることにされており、
容量一杯の燃料を貯蔵し
ても、実効増倍率は〇・九五以下に保たれる設計とされる。（ホ）　燃料取扱器等の安全上重要な機器は、定期的な試験、検査が可能な設計とされる。
（ヘ）　使用済燃料貯蔵設備の上は、使用済燃料輸送容器等の重量物が通過できないようになっており、また、燃料取扱設備は、取扱中の燃料集合体の落下を防止する対策がとられる。
（ト）　炉外燃料貯蔵槽は、燃料貯蔵容器上部に気密及び遮へいのための炉外燃料貯蔵遮へいプラグが設けられ、また燃料池は、側面にコンクリート壁による遮へいが設けられ、使用済燃料の上部には十分な水深があることから、燃料取扱い及び貯蔵時に適切な遮へい効果を有する。
（チ）　炉外燃料貯蔵冷却設備は、独立の三系統の冷却系からなり、全貯蔵容量の使用済燃料を貯蔵したとしても、崩壊熱の除去及び純化が十分となる設計とされ、一系統のみの運転でも炉外燃料貯蔵槽の出口ナトリウム温度を約三〇〇℃以下に保つことができる。
（リ）　燃料池水冷却浄化装置は、ポンプ及び冷却器の多重性を有し、全貯蔵容量の使用済燃料を貯蔵したとしても、崩壊熱の除去及び浄化が十分できる設計とされ、燃料池水平均温度を五二℃以下に保つことができる。なお、冷却材の温度が異常に上昇した場合には、燃料取扱設備操作室に警報を発する設計とされ、冷却材の漏えい防止及び漏えい検知について設計上配慮される。炉外燃料貯蔵層及び燃料池は、燃料集合体の取扱中の万一の落下を想定しても、著しい冷却材の減少を引き起こすような損傷は生じない設計とされる。使用済燃料の原子炉容器から炉外燃料貯蔵槽までの移送、炉外燃料貯蔵槽から燃料池までの移送は、いずれにおいても冷却系は取扱中の燃料からの崩壊熱を十分除去できる設計とされる。燃料取扱設備室の空気は、フィルタユニットを内蔵する換気装置によって浄化され、排気筒から排気筒モニタによって放射能を監視しながら排気される。
（ヌ）　燃料取扱事故が発生した場合には、十分信頼性のある検出器により事故が検出され、燃料取扱設備の排気は、排気系統を切り換え、よう素除去効率九五パーセントのフィルタを内蔵するフィルタユニットによって浄化されて排気筒から排出される。燃料取扱事故時の換気装置の機能は、後記（第六、二、４、（三）、（１））の燃料取扱事故の解析結果からみても妥当である。（ル）　使用済燃料貯蔵エリアには、放射線監視のためのエリアモニタが設置され、万一、放射能レベルが異常に上昇した場合には、中央制御室に警報を発する設計とされる。
（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、燃料取扱場所の放射能レベル検出及び空気浄化は適切に行われるとして、本件原子炉施設の燃料取扱い及び貯蔵設備の設計は妥当であると判断した。
（二）　放射性気体廃棄物処理設備


（１）　本件安全審査においては、放射性気体廃棄物の発生量と処理能力、放出管理、換気設備の性能等について検討し、放射性気体廃棄物処理設備が、適切なろ過、貯留、減衰、管理等を行うことにより周辺環境に放出される放射性物質の濃度及び量を合理的に達成できる限り低減できる設計であるか否かを審査した。（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　一次アルゴンガス系設備の圧力制御に伴い排出される廃ガス等の放射性希ガスを含んだ廃ガスは、活性炭吸着塔装置にて、キセノンは約三〇日間、クリプトンは約四〇時間保持できる設計とされる。
（ｂ）　換気設備の系統には、微粒子フィルタを設置することにより、放出放射性物質の量を低減する設計とされる。
（ハ）　放射性気体廃棄物処理設備及び換気設備からの放射性気体廃棄物は、放射性物質の濃度を監視し、排気筒から放出されることとされる。（ニ）　放射性気体廃棄物による一般公衆の被曝線量は、後記（第五、一、２、（三））のとおり、放出される放射性液体廃棄物によるものと合計しても、「許容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」を十分下回っており、合理的に達成できる限り低くするための設計上の対策が取られている。（３）　本件安全審査においては、以上の事実を確認したことから、本件原子炉施設の放射性気体廃棄物処理設備の設計及び処理方法は妥当であると判断した。
（三）　放射性液体廃棄物処理設備
（１）　本件安全審査においては、放射性液体廃棄物の発生量と処理能力、放出管理等について検討し、放射性液体廃棄物処理設備が、適切なろ過、蒸発処理、脱塩処理貯留、減衰、管理等を行うことにより、周辺環境に放出される放射性物質の濃度及び線量を合理的に達成できる限り低減できる設計であるか否かを審査した。（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　放射性液体廃棄物処理設備には、処理する廃液の性状に応じて、廃液受入
タンク、洗濯廃液受入タンク
、廃液蒸発濃縮装置、洗濯廃液蒸発濃縮装置、脱塩塔等が設けられるが、これらの設備は、処理容量等からみて、発生廃液を十分処理する能力を有する。（ロ）　右設備は、適切な材料の選定、タンク水位等の警報、インタロック等による漏えいの発生防止、漏えい検知器等による漏えいの早期検知及び主要な機器を独立した区画に設けるか、周辺に堰を設けるか等による漏えいの拡大防止等が行える設計とされる。
（ハ）　右設備で処理された処理水は、その一部が機器洗浄水として再使用されるが、洗濯廃液の処理水等放射能レベルの著しく低いものは、あらかじめ放射性物質の濃度が十分低いことを確認した後、モニタによって監視しながら復水器冷却水と混合希釈して放出する。
（ニ）　放射性液体廃棄物放出による一般公衆の被曝線量は、後記（第五、一、２、（三））のとおり、放出される放射性気体廃棄物によるものと合計しても、「公衆の許容被曝線量」を十分下回っており、合理的に達成できる限り低くするための設計上の対策もとられている。
（３）　本件安全審査においては、以上の事実を確認したことから、本件原子炉施設の放射性液体廃棄物処理設備の設計及び処理方法は妥当であると判断した。
（四）　放射性固体廃棄物処理設備
（１）　本件安全審査においては、従事者の被曝低減対策、放射性固体廃棄物の発生量、固体廃棄物貯蔵庫の貯蔵及び遮へい能力等について検討し、放射性固体廃棄物処理設備が、遮へい、遠隔操作等によって、従事者の被曝線量を合理的に達成できる限り低減できる設計であるか否か、また、放射性個体廃棄物貯蔵設備が、発生する放射性固体廃棄物を貯蔵する容量が十分であると共に、放射性固体廃棄物の貯蔵による本件敷地周辺の空間線量率を合理的に達成できる限り低減できる設計であるか否かを審査した。
（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　濃縮廃液及び使用済樹脂は、アスファルト固化装置によりアスファルトと混合加熱し、水分を蒸発して、ドラム詰めされる。ドラム充填室には、従事者の被曝線量を低減できるよう、遮へい壁鉛ガラス等が設けられるが、ドラム缶の移動及びドラム詰めば遠隔操作で行える設計とされる。圧縮可能な雑固体廃棄物は、ベイラにて圧縮処理し、ドラム詰めされる。また、使用済活性炭はドラム詰めされ、使用済排気用フィルタ類は梱包される。
（ロ）　固体廃棄物貯蔵庫は、推定される放射性固体廃棄物の約一五年分を貯蔵保管でき、必要に応じて増設される。また、使用済制御棒集合体等は、その放射能を減衰させるため、水中燃料貯蔵設備及び固体廃棄物貯蔵プールに貯蔵保管される。（ハ）　放射性固体廃棄物の貯蔵保管に当たっては、従事者の被曝線量を低減するため、必要なものについては十分な遮へいを設けると共に、遠隔操作が可能なように設計される。
（ニ）　固体廃棄物貯蔵庫からの直接線量及びスカイシャイン線量は、原子炉格納容器内線源等によるものと合計して、人の居住の可能性のある本件原子炉施設敷地境界外において、合理的に達成できる限り低くなるように設計され、管理される。（３）　本件安全審査においては、以上の事実を確認したことから、本件原子炉施設の放射性固体廃棄物処理設備及び放射性固体廃棄物貯蔵設備の設計及び処理方法は妥当であると判断した。
６　放射線防護及び処理施設
（一）　放射線防護設備
（１）　本件安全審査においては、遮へい設計方針、機器の配置、放射性物質の漏えい防止対策及び換気能力等について検討し、放射線防護設備が、従事者等が立入場所において不必要な放射線被曝を受けないように、作業性等を考慮して所要の措置を講じた設計であるか否かを確認した。
（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。ω遮へいについては、従事者等が受ける被曝線量が、法令で定められた許容値を超えないようにすることはもちろん、不必要な放射線被曝を防止するため、従事者等の関係各場所への立入頻度、滞在時間等を考慮し、原子炉本体遮へい、一次冷却系遮へい、原子炉格納容器外部遮へい、燃料取扱及び貯蔵設備遮へい等が設けられる。


（ロ）　機器の配置については、放射性物質を内蔵するタンク、ポンプ、熱交換器等は、原則として区分された区域に配置し、制御盤等の保修頻度の高い電気計装品は、放射線量率の低い区域に配置される。また、放射線量率の高い区域に設けられる機器の操作は、遠隔又は自動操作ができるように設計される。（ハ）　放射性物質の漏えい防止対策については、一次冷却材等の放射性物質の濃度の高い液体が可能な限り漏えいしない設計とされ、万一、漏えいが生じた場合でも、汚染が拡大しないよう、機器が独立した区画内に配置され、又はこれらの機器の周辺には堰が設けられる。また、主要な床ドレンには漏えい検知器が設置される
ことによ
り、漏えいの早期発見が可能な設計とされる。
（ニ）　換気設備は、原子炉格納施設、原子炉補助建物、中央制御室等の各区域の換気に必要な容量を有し、作業環境の空気を清浄に保つことができる設計となっている。また、各換気設備のフィルタは、点検及び交換ができる設計とされる。（３）　本件安全審査においては、以上の事実を確認したことから、本件原子炉施設の放射線防護設備の設計は妥当であると判断した。
（二）　放射線監視及び管理設備
（１）　本件安全審査においては、放射線管理設備が、従事者等を放射線被曝から防護するため、放射線被曝を十分に監視及び管理できると共に、必要な情報を中央制御室又は適当な管理場所に通報できる設計であるか否か、また、本件敷地周辺の放射線を監視するため、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び事故時において、原子炉格納容器、放射性物質の放出経路、本件敷地周辺等を適切にモニタリングできるか否かを審査した。
（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　従事者等の放射線被曝の監視及び管理について、管理区域を設定して人の出入りを管理すると共に、これらの区域内においては、外部放射線量率及び空気中の放射性物質の濃度等を監視し、その結果を管理区域内等の諸管理に反映する。（ロ）　管理区域内への立入り及び物品の搬出入を管理するための出入管理設備及び汚染管理設備が設けられるほか、エリアモニタリング設備、プロセスモニタリング設備、放射線サーベイ設備及び個人管理関係設備が設けられる。（ハ）　エリアモニタリング設備は、中央制御室及び管理区域内の主要箇所の空間線量率を、また、プロセスモニタリング設備は、主要系統の放射能レベルを中央制御室に指示記録し、異常時には中央制御室及びその他必要な箇所に警報を発する設計とされる。
（ニ）　本件敷地周辺の放射線監視については、放出源の監視用として、原子炉施設内にプロセスモニタリング設備（排気筒モニタ、排水モニタ）が設けられ、野外監視用として、野外管理用モニタリング設備が設けられる。（ホ）　原子炉格納容器内雰囲気のモニタリングは、格納容器ガスモニタ及び格納容器ダストモニタによって連続的に行い、また、原子炉格納容器内の雰囲気ガスをサンプリングすることにより、放射性物質の濃度等を測定することもできる設計とされる。また、一次冷却材及び一次アルゴンガス中
の放射性物質の濃度は、サンプリング測定できる設計とされる。更に、放射性物質の放出径路である排気筒、復水器冷却水放水路にモニタを設置するほか、必要箇所においてサンプリング測定できる設計とされる。排気筒のモニタリング、原子炉格納容器内雰囲気ガスのサンプリング等による監視及び測定は、事故時においても対応しうる設計とされる。
（ヘ）　野外監視用としては、発電所周辺にモニタリングポスト及びモニタリングポイントが設置される。また、放射性物質の異常放出等があった場合には、モニタリングカーにより放射線測定等を行い、放出された放射性物質の周辺環境に及ぼす影響を監視できる。
（ト）　事故時に必要な放射線監視設備は、非常用電源に接続される。（３）　本件安全審査においては、以上の事実を確認したことから、本件原子炉施設の放射線監視及び管理設備の設計は妥当であると判断した。
７　本件安全審査の結論
本件安全審査においては、本件原子炉施設の安全設計は妥当であると判断した。そして、更に、本件原子炉の施設の平常運転に伴う一般公衆の被曝線量評価（後記第五）を行って本件原子炉施設の平常運転時における安全性を確認し、また、運転時の異常な過渡変化、事故、技術的には起こるとは考えられない事象の各解析評価（後記第六）を行って、本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性を確認した。
８　設置変更許可申請
なお、本件許可処分の後、申請者は、昭和六〇年二月一八日付け及び昭和六一年九月二九日付けでそれぞれ原子炉設置変更許可申請をし、昭和六一年三月二五日付け及び昭和六二年二月六日付けでそれぞれ右設置変更が許可され、それに基づいて、①一次アルゴンガス系設備に設けられる常温活性炭吸着塔の放射能減衰能力を向上し（他方で、希ガス除去・回収設備は削除された）、②右に述べた液体廃棄物処理設備の廃液蒸発濃縮装置からの濃縮廃液や使用済樹脂をアスファルト固化するとしていたものを、プラスチック固化することとし、③本件原子炉施設の従業員が使用した衣類等の洗濯については洗濯廃液蒸発濃縮装置を削除し、ドライクリーニングを採用するなどの設備変更が行われた。これらについては、設置変更許可にに際しての安全審査において、平常運転霞における被曝低減対策に係る安全性が確保されると評価されている。
二　当裁判所の判断


１　原子炉施設の安全性の確保とは、前記（第一、三、２）のとおり、原子炉施設の有する潜在的危険性を顕在化させないよう、放射性物質の環境への放出を可及的に少なくし、これによる災害発生の危険性を社会通念上容認できる水準以下に保つことである。したがって、本件原子炉施設の安全設計が妥当であるといえるためには、その基本設計ないし基本的設計方針において、第一に、原子炉の平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質による公衆の被曝線量を十分低く抑えることができるよう、平常運転時の被曝低減対策が講じられ、安全性を確保しうるものとなっていることが必要であり、第二に、原子炉の平常運転を乱す異常な事象が発生することのないよう、また、仮にこれが起きた場合であっても異常を拡大させることなく、また、放射性物質が環境に放出されることのないようにし、公衆の被曝線量を十分低く抑えることができるよう、各種の事故防止対策が講じられ、安全性を確保しうるものとなっていることが必要である。２（一）　そして、平常運転時の被曝低減対策としては、本件原子炉施設の平常運転時における原子炉施設に内包される放射性物質としては、①燃料としての核燃料物質、②燃料の核分裂反応によって生じる核分裂生成物、③炉心燃料集合体等の炉心構成要素の構造材等が中性子により放射化されることによって生じる放射化生成物があるから、その基本設計ないし基本的設計方針において、（１）　放射性物質が燃料被覆管内から一次系中に現れることをできるだけ防止し、また、一次系中に現れた放射性物質については、これをできるだけ一次系内に
閉じ込めることができること
（２）　一次系外に現れた放射性物質を、その形態に応じて適切に処理し得る放射性廃棄物処理施設が設けられ、一次系外に現れる放射性物質の環境への放出をでき
る限り低く抑えることができること
（３）　平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の放出量及び環境における濃度、線量率等を適切に監視することができる放射線監視及び管理設備が設けられ
ていること
が確認されれば、原子炉の平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質による公衆の被曝線量を十分低く抑えることができ、平常時の被曝低減対策が講じられ、安全性が確保されているものと評価することができる。
（二）　また、事故防止対策としては、その基本設計ないし基本的設計方針におい
て、
（１）　所要の異常発生防止対策が講じられること、すなわち、原子炉が安定した運転を維持しえ、また、燃料被覆管、原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの各々の健全性が確保できること（２）　所要の異常拡大防止対策が講じられること、すなわち、原子炉施設において何らかの異常が発生した場合にも、所要の措置が取れるように、その異常の発生を確実に検知し得ること、何らかの異常が発生した場合に、その異常が拡大したり、さらには、放射性物質が環境へ異常に放出するおそれのある事態に発展することを未然に防止するために、原子炉を速やかに停止し、原子炉が緊急停止した後も
炉心を冷却できること
（３）　所要の放射性物質異常放出防止対策が講じられること、すなわち、仮に放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態が発生した場合においてもなお、放射性物質の環境への異常な放出を防止できることが確認されれば、各種の事故防止対策が講じられ、安全性を確保しうるものと評価することができる。３　そこで、本件安全審査をみるに、本件安全審査においては、前記一の内容等から、次の事項が確認されたということができる。
（一）　平常時の被曝低減対策について
（１）　放射性物質の一次系中への出現の抑制と一次系内への閉じ込めについて
は、
①燃料被覆管の健全性、炉心構成要素等の構造材等の健全性が確認されたことで放射性物質が燃料被覆管内から破壊・腐食等によって一次系中に現れるのを抑制できることが確認されたといえ（なお、炉心構成要素の構造材等が中性子により放射化されることによって生じる放射化生成物が一次冷却材に溶け込むことも考えられるが、これについては、炉心構成要素の構造材にナトリウムとの共存性に優れたステンレス鋼を用い、一次冷却材ナトリウムの純度管理を行い得るコールドトラップ等を設けて右構造材等を腐食の生じ難い状態に保つ（乙一六・八―一―二五頁）ことにより抑制される。）、②一次系が十分な強度を持たせた機器、配管等から構一成されること（３、（一）、（１）及び同（２））、一次アルゴンガス系に放射能を減衰できる常温活性炭吸着塔の設置が確認されたこと（５、（二）、（２））によって、一次系中に現れた放射性物質をできるだけ一次系内に閉じ込めることができることが確認されたといえる。
（２）　放射性廃棄物処理施設については、気体廃棄物処理設備、液体廃棄物処理設備、固体廃棄物処理設備の健全性が確認されたこと（一、５、（二）ないし（四））によって、一次系外に現れる放射性物質の環境への放出をできる限り低く抑えることができることが確認されたといえる。（３）　放射線監視及び管理設備については、その性能及び健全性が確認されたこと（６、（二））によって、放射線物質の放出量及び放出後の環境中における濃度、線量率等を監視することができることが確認されたといえる。
（二）　事故防止対策について
（１）　異常発生防止対策については、原子炉がすべての運転範囲で固有の負の反応度フィードバック特性を有する設計であること（１、（一）、（１））、燃料被覆管や原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの健全性を確保するために必要な諸変数が適切な範囲に維持され、かつ、監視できる設計であること（１、（二）、（２））から、原子炉の運転は安定した状態に維持されることが確認された。また、燃料被覆管（１、（一）、（４））、原子炉冷却材バウンダリ（３、（一）、（１））、原子炉カバーガス等のバウンダリ（３、（一）、（２））の各健全性が確認された。これによって、所要の異常発生防止対策が講じられていることが確認されたといえる。


（２）　異常拡大防止対策については、異常の発生を確実に検知し得る設計であること（１、（二）、（２））、何らかの異常が発生した場合に、原子炉を速やかに停止し、原子炉が緊急停止した後も炉心を冷却できること（１、（二）、（１）、２、（一）、同（三）及び３、（三））等安全保護系の信頼性が確認されたことから、所要の異常拡大防止対策が講じられていることが確認されたといえる。（３）　放射性物質異常放出防止対策については、工学的安全施設として、原子炉が緊急停止した後に炉心を冷却するための補助冷却設備が設置されること（３、（三））、一次冷却材の漏えいが生じた場合であっても、漏えいしたナトリウムを受け止め、炉心の冷却の維持に必要な冷却材を確保するためのガードベッセルが設置されること（３、（三））、原子炉バウンダリから漏えいした放射性物質を封じ込めるために、原子炉格納容器、外部遮へい建物及び両者の間の負圧の密閉部分（アニュラス部）からなる原子炉格納施設が設置されること（４、（一））、アニェラス部を常に負圧に保ち、原子炉格納容器からアニュラス部に漏えいした放射性物質を除去するために、アニュラス循環排気装置が設置されること（４、（二））、配管の破損等による一次アルゴンガス漏えい事故が生じた場合であっても、常温活性炭吸着塔内に吸着した放射性物質を環境に異常に放出することを防止するための一次アルゴンガス系収納施設が設置されること（乙一六・八―七―一五頁）が確認され、その信頼性が確認されたことから、所要の放射性物質異常放出防止対策が講じられていることが確認されたといえる。４　このようにみると、本件原子炉施設の安全設計についての本件安全審査における調査審議及び判断の過程に、重大かつ明白な瑕疵といえるような看過し難い過誤、欠落があるとは認められないというべきである。
三　原告らの主張について
１　多重防護の考え方について
原告らは、本件安全審査における多重防護の考え方では安全は確保できない旨主張する。しかし、前記（第一、四、２、（二））のとおり、①異常事象の発生を防止し（異常の発生防止）、次に、②仮に異常事象が発生したとしても、それが拡大し事故（周辺環境へ放射性物質を大量に放出するに至るおそれのある事態）に発展するこ脚とを防止し（異常事象の拡大及び事故への発展の防止）、更には③万一事故に発展したとしても周辺環境へ放射性物質が大量に放出されることを防止する（放射性物質の異常放出の防止）という考え方に立脚した設計がされていれば、本件原子炉施設の安全性を確保することができるといえるところ、本件安全審査にいう「多重防護」も右の考え方をいうのであるから、安全性の確保について十分な合理性を有するものである。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
２　原子炉の安定した運転の維持について
（一）　ボイド係数について
原告らは、本件原子炉施設は、ナトリウムの沸騰によりボイド係数が正となるから、原子炉の安定した運転の維持は困難であり、本質的に欠陥を有する旨主張する。
本件原子炉施設において、ナトリウムが沸騰した場合のボイド係数は炉心中央付近で正であることは当事者間に争いがない。しかし、前記（一、１、（一）、（２））のとおり、本件安全審査においては、ナトリウムが沸騰しないように設計されていることを確認しており、これを敷衍すると次のとおりである。①　乙一六・八―三―三〇ないし三三頁、五二頁、五四頁によれば、本件安全審査においては、原子炉の主たる出力を担う炉心燃料集合体からの発熱が、ブランケッ
ト燃料集
合体からの発熱の約九倍以上あるので、炉心燃料集合体に対しては高い圧力でナトリウムを供給してナトリウムの流量を大きくし、ブランケット燃料集合体に対しては低い圧力でナトリウムを供給してナトリウムの流量を小さくするよう、原子炉容器内には、炉心燃料集合体にナトリウムが流入する高圧プレナムとブランケット燃料集合体にナトリウムが流入する低圧プレナムとが設けられていること、炉心燃料集合体及びブランケット燃料集合体からの発熱は、いずれも周辺領域から中心領域に近づくにしたがって大きくなるため、炉心燃料集合体を装荷する領域については、内側炉心五領域と外側炉心三領域との八流量領域に、また、ブランケット燃料集合体を装荷する領域については、三流量領域にそれぞれ分割した上、炉心燃料集合体については、エントランスノズルが挿入される連結管に設ける流量調節機構（スリット）並びにエントランスノズルのオリフィス孔との組合せにより、また、ブランケット燃料集合体については、連結管下端に設ける流量調節機構により、分割した領域ごとに発熱に応じたナトリウムの流量を確保すること、これにより、定格出力時における炉心燃料集合体部及びブランケット燃料集合体部の各ナトリウムの昀高温度は、それぞれ約六五九℃及び約六九六℃と、いずれもナトリウムの沸点（大気圧下で約八八〇℃）に対して十分余裕あるものとなることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、本件原子炉施設においてナトリウムが沸騰しボイドが生じることは想定し難い。②　また、沸騰以外にナトリウム中にボイドが生じる要因としては、カバーガスのナトリウム中への混入等が考えられるところ、本件安全審査においては、後記（第六、二、４、（一）、（３））のとおり、ナトリウム液面真下に液面の波立ちを防止するディッププレートが設けられることによって、ナトリウム液面の波立ちは生じにくく、このため、液面上のカバーガスがナトリウムに混入することはないこと、仮に何らかの原因によりナトリウム中に気泡が混入したとしても、炉内構造物等にガス抜き孔が設けられることから、混入した気泡はカバーガス中に排出され、原子炉容器下部プレナムでの気泡の滞留は防止されること、ナトリウムを充てんする際にナトリウムと共にガスが混入したとしても、一次主冷却系配管、弁及び中間
熱交換器に設けられた
ガス抜きラインによってガス抜きが行われ、右ガスがナトリウム中に残存することがないことを確認しており、これを不合理とする証拠はない。③　そして、前記（１、（一）、（１））に加え、証人Ｐ６の証言（Ｐ６調書（一）九丁裏、一〇丁表）、乙一六・八―三―二六頁、五〇頁及び乙イ二によれば、本件安全審査においては、ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数等を総合した出力係数がすべての運転範囲で常に負に保たれ、すべての運転範囲において、原子炉固有の負の反応度フィードバック特性を有していることを確認したことが認められ、これを不合理とする証拠はない。


④　なお、本件安全審査においては、後記（第六、二、（一）、（３））のとおり、「事故」として「気泡通過事故」（原子炉容器内の一次冷却材中に気泡が混入し、燃料集合体下部のエントランスノズルを通して、一次冷却材と共に右気泡が炉心内を通過するという事象を想定した解析評価について審査しているが、右解析評価においては、炉内構造物等に設けられるガス抜き孔の効果を無視した場合に滞留することとなる昀大量の気泡が通過するものとして、原子炉容器下部プレナム中の高圧プレナムの連結管間隙空間容積のうちスリット上端より上の部分の体積に相当する二〇リットルの気泡を考えるものとし、また、右気泡が炉心支持板の下部から一斉に燃料集合体へ上昇するなどの厳しい前提条件を仮定しても、解析の結果、ナトリウムの昀高温度は過度に上昇することはなく、ナトリウムは沸騰しないとの結果が得られており、その妥当性を確認している。
さらに、後記（第六、一及び同二）のとおり、本件安全審査においては、「運転時の異常な過渡変化」として、「出力運転中の制御棒の異常な引き抜き」、「一次冷却材流量減少」及び「蒸気発生器伝熱管小漏えい」等を、また、「事故」として、「制御棒急速引抜事故」及び二次冷却材漏えい事故」等を想定した解析評価について審査しているが、解析の結果、いずれの事象においても、ナトリウムは沸騰しないとの結果が得られており、その妥当性を確認している。また、後記（第六、三）のとおり、本件安全審査においては、「技術的には起こるとは考えられない事象」として、「一次主冷却系配管大口径破損事象」及び「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」を想定した解析評価について審査し
ているが、解析の結果、ナトリウムの沸
騰は生じるものの、炉心は冷却され、かつ、原子炉格納容器の健全性は損なわれないこと等から、放射性物質の放散は適切に抑制されるとの結果が得られており、その妥当性を確認している。
このようにみると、本件原子炉施設においてボイド係数を問題にする必要はないというべきである。
原告らは、チェルノブイリ四号炉において、反応度事故が発生したことを指摘する。しかし、後記（第八、二）のとおり、右の事故の原因は、チェルノブイリ四号炉はＲＭＢＫであるため常にボイドが存在するのに、ボイド係数が大きな正の値となり、ボイド係数に燃料温度係数等を総合した出力係数が、定格出力運転時には負の値であるものの、低出力運転時には正の値となる炉心特性を有していたこと及び運転員の規則違反にあるところ、右事故の原因は、本件原子炉施設に共通するものではなく、右事故の発生は本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（二）　即発中性子の寿命と遅発中性子の割合について原告らは、本件原子炉施設は、軽水炉と比べると、即発中性子の寿命が短く、かつ、遅発中性子の割合が少ないから、即発臨界に至る可能性が高い旨主張する。この点、本件原子炉施設における即発中性子の寿命（一〇〇万分の一秒）は、軽水炉のそれ（一万分の一秒）より短いこと、本件原子炉施設におけるすべての中性子に占める遅発中性子の割合（〇・〇〇三四ないし〇・〇〇三八）は、軽水炉のそれ（〇・〇〇五ないし〇・〇〇七）の半分程度であることは、当事者間に争いがない。
しかし、そのことから直ちに本件原子炉施設が軽水炉に比べて即発臨界に至る可能性が高いということはできない。
すなわち、原子炉において核分裂反応に伴って発生する中性子には、核分裂反応に際し即発的に発生する即発中性子と、ある程度遅れて発生する遅発中性子とがあり、原子炉が臨界状態で運転されているときには、即発中性子だけで臨界状態とされているのではなく、遅発中性子が寄与することにより臨界状態とされているところ、即発中性子の寿命は、軽水炉であれ高速増殖炉である本件原子炉施設であれ、一万分の一秒以下であるため、即発中性子を利用して原子炉を制御することはできず、原子炉の制御は、遅発中性子を利用して行われることは当事者間に争いがない。
そうすると、即発中性子の寿命の長短は、原子
炉制御の困難さとは直接関連するものではなく、他方、遅発中性子の寿命は、軽水炉においても、本件原子炉施設においても、平均して一〇秒程度であるから、この点で本件原子炉施設の制御が軽水炉より困難であるということはできない。もっとも、軽水炉においても、本件原子炉施設においても、炉心に投入される反応度がすべての中性子に占める遅発中性子の割合と同じ値になった場合には、いわゆる即発臨界となり、もはや原子炉の制御を行うことはできないところ、本件原子炉施設の遅発中性子割合は、軽水炉のそれの半分程度であるから、数値的には、即発臨界に至るまでの反応度は軽水炉より小さく、容易に即発臨界に至ることになる。しかし、右遅発中性子の割合を念頭に置いて、炉心に投入される反応度がすべての中性子に占める遅発中性子の割合の値に比し十分に小さくなるように設計すれば、余裕を持って反応度を制御することができる。
そして、証人Ｐ６の証言（Ｐ６調書一・二丁裏・二二丁表）によれば、本件原子炉施設において制御棒操作により炉心に投入される反応度は、昀大の場合であっても、一秒当たり〇・〇〇〇〇八△ｋ／ｋ以下であり、すべての中性子に占める遅発中性子の割合の値に比し約一〇〇分の二以下と十分に小さくなっていること、すなわち、即発臨界となるときの反応度の大きさ（一ドル＝一〇〇セント）に比し、一秒当たり約二セント（〇・〇〇〇〇八÷〇・〇〇三四ないし〇・〇〇三八）と十分に小さな値であることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
そうすると、本件原子炉は制御棒の操作により十分な時間的余裕をもって反応度を制御できるといえるから、本件原子炉施設が軽水炉に比べて即発臨界に至る可能性が高いということはできない。
そして、前記（一、１、（二）、（１））に加え、乙一六・八１一－四五頁、四九頁、八―九―一頁、一七ないし二一頁によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の通常運転時に原子炉出力を変更する場合や、運転状態を乱すような何らかの外乱が入った場合、原子炉出力等を安定に制御し、併せて、炉心の中性子束、一次冷却系の流量、原子炉容器出口のナトリウム温度等の重要な諸変数を適切な範囲に維持するために、原子炉制御設備が設置されることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。


また、前記（一、１、（一）、（１））のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設は、原子炉固有の負のフィードバック効果を有するので、何らかの原因によって通常運転を逸脱するような異常な正の反応度が投入された場合にも、これによる原子炉出力の上昇は抑制されること、右反応度の異常に伴って中性子束が異常に上昇した場合には、中性子束検出器がこれを検出し、原子炉トリップ信号が自動的に発せられ、原子炉停止系が作動することによって直ちに炉心へ制御棒が挿入されて原子炉が自動停止し、次いで補助冷却設備によって炉心が冷却されること、検出器には、中性子束検出器のほか、一次主冷却系循環ポンプ．回転数検出器や一次主冷却系流量検出器等があり、一次主冷却系循環ポンプの回転数又は一次主冷却系の流量等と中性子束との不一致を検知した場合にも、原子炉トリップ信号が自動的に発せられることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
このようにみると、本件原子炉は、その基本設計ないし基本的設計方針において、即発臨界に至る可能性は極めて低いということができる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　原子炉固有の負のフィードバック効果について原告らは、出力係数は計算値にすぎないから、本件原子炉施設がすべての運転範囲で原子炉固有の負のフィードバック効果を有するとはいえない旨主張する。しかし、前記（一、１、（一）、（１））のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設が原子炉固有の負のフィードバック効果を有することを確認しており、他方、右出力係数の妥当性に疑いを入れるような証拠は全くないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
３　燃料被覆管の健全性について
（一）　スエリング、圧力の上昇等について
原告らは、本件原子炉施設の燃料被覆管の健全性は維持しえない旨主張し、その根拠として、①燃料ペレットのスエリングに伴う燃料被覆管の膨張、②燃料被覆管のスエリング、③核分裂生成物（ＦＰ）ガスによる燃料被覆管内の圧力の上昇、④燃料被覆管の温度変化による熱応力、⑤燃料集合体内部の温度差や冷却材の流動圧による炉心燃料要素の湾曲、⑥右湾曲によるラッパ管への接触によって発生する燃料被覆管の損傷、⑦右湾曲によって発生する冷却材の流路の閉塞に伴う温度上昇、
⑧燃料ペレットの融点の低下、⑨焼きしまり及びク
ラックによる溶融等を指摘する。
以下、原告らの主張する点それぞれについて検討する。
（１）　①ないし⑦の主張について
証人Ｐ６の証言（Ｐ６調書一・二六丁表）及び乙一六・八―三―四頁、七ないし九頁によれば、本件安全審査においては、燃料ペレットの熱膨張やスエリングによって、燃料被覆管が過大な力を受けないように、燃料ペレツトと燃料被覆管との間には適切な間隔が設けられること、燃料の核分裂反応が進み、燃料ペレットが膨らんで燃料被覆管との間隙がなくなった時点では、燃料被覆管自体がスエリング及びクリープによってその内径が増加するため、燃料被覆管が燃料ペレットから過大な力を受けることはないこと、燃料一被覆管のスエリングは、照射実績により、直接燃料被覆管の健全性を損なうものではないことが示されていること、燃料被覆管の内部にガスプレナムという空間が設けられること、燃料被覆管は、応力や圧力、通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における温度変化に十分耐えうる強度を有するステンレス鋼製とされ、湾曲拘束による応力等に対して十分な強度を有することを確認しており、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。また、本件安全審査においては、前記（２、（一））のとおり、各燃料集合体の発熱量に見合うように、燃料集合体ごとに冷却材の流量が適切に配分されることを確認しており、また、乙一六・八―三―五頁、一〇頁によれば、燃料被覆管を冷却する冷却材の流路を確保するため、各燃料被覆管にはそれぞれワイヤスペーサが巻かれることにより、たとえ燃料被覆管が湾曲しても、燃料集合体のラッパ管に接触したり冷却材の流路が閉塞することのないことを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
そうすると、本件原子炉施設においては、原告の主張する①ないし⑨の事象のうち、①ないし⑦の事象が起こることは想定し難いということができる。（２）　⑧燃料ペレットの融点の低下について前記（一、１、（一）、（２））に加え、乙一六・八―三―二頁、七頁、八頁によれば、本件安全審査においては、①
本件原子炉施設の通常運転時における燃
料ペレットの昀高温度は、燃料温度が昀高となる燃焼開始直後でも約二三五〇℃であり、過出力状態においても約二六〇〇℃であること、②一方、本件原子炉施設で使用されるプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料ペレットの融点は、未照射燃料では約二七四〇℃であり、燃焼初期には燃焼に伴うプルトニウムの濃度変化や酸素と金属元素との比率の変化によって融点が低下するが、その場合も二六五〇℃以上であること、③燃焼が進んだ段階では、融点は二六五〇℃より低下するものの、融点の低下よりも燃焼に伴う燃料の線出力密度の減少による燃料ペレット温度の低下の方が大きいので、昀も厳しい条件となるのは燃焼初期であり、このときの燃料ペレットの設計温度を二六五〇℃とすることによって、すべての運転範囲において燃料ペレットの溶融を防ぐことができることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
したがって、本件原子炉施設においては、燃焼に伴う燃料ペレットの融点の変化により、燃料が溶融し、燃料被覆管の健全性が損なわれることは想定し難いということができる。


なお、乙一六・八追補―Ⅳ―一ないし四頁によれば、本件原子炉施設の燃料ペレットの設計上の設計昀高温度は、未照射のプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の融点に関し、Ｅ・Ａ・エイトケンとＳ・Ｋ・エバンスによって行われたプルトニウム濃度及び酸素と金属元素との比率を変えた測定の結果（一九六九（昭和四四）、一九七一（昭和四六）年）や、核分裂生成物の蓄積の影響に関し、Ｐ７らによって行われた模擬核分裂生成物を添加したプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料に対する一トン当たり一七万メガワット日相当の燃焼度までの融点の測定の結果（一九六九年）を基に、燃焼度が一トン当たり五万メガワット日までは二六五〇℃、燃焼度が一トン当たり五万メガワット日以上は右温度から一トン当たり一万メガワット日ごとに七℃の割合で低下するとした上で、測定の誤差等をも考慮して設定されたものであり、また、右温度制限値は、実際に照射されたプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料（昀大燃焼度一トン当たり約二〇万メガワット日）について測定された米国のデータと比較しても保守側にあることを確認したことが認められる。（３）　⑨燃料ペレツトの焼きしまり及びクラックについて原告らは、燃焼が進むと、燃料ペレットに焼きしまり又は温度差等を原因とするクラック（ひび割れ）が生じ、これによって燃料被覆管が損傷する旨主張する。この点、甲イ二八には、燃焼が進むと、燃料ペレットは体積を減じ、変形して被覆管内部に隙間ができ、外圧によって被覆管がつぶれてペレットはクラックを起こし、このクラックが拡大する旨の記載がある。しかし、右記載は、理論的な可能性を指摘したものにすぎず、右記載から直ちに本件原子炉施設の燃料ペレットにおいて同様の事態が生じるということはできない。また、乙イ七一によれば、本件安全審査においては、燃焼初期に発生する燃料ペレットの焼きしまり及びクラック等については、本件原子炉施設と同一の仕様の燃料ペレットを用いた日本原子力研究所の材料試験炉ＪＭＴＲにおける照射試験により、照射によって燃料カラム長（燃料被覆管内に複数ある燃料ペレットの昀上端から昀下端までの長さ）及び径方向に燃料の健全性にとって問題となるような収縮が生じることはないことを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
また、乙一六・八―三―七頁、八頁、六四頁及び乙イ五六によれば、本件安全審査においては、燃焼が進んだ段階での燃料のふるまいについても、本件原子炉とほぼ同一の仕様の燃料要素を用いた英国のドーンレイ炉、仏国のラプソディー炉及び「常陽」における照射実績から、本件原子炉の定格線出力密度（一センチメートル当たり約三六〇ワット）を上回る一センチメートル当たり四七〇ワット以上の線出力密度及び本件原子炉の昀高燃焼度（一トン当たり約九万八〇〇〇メガワット日）を上回る一トン当たり約一一万メガワット日の燃焼度においても、燃料要素の健全性が確保されることを確認したことが認められる。
したがって、本件原子炉施設においては、燃料ペレットの焼きしまり及びクラック等の燃料のふるまいが原因となって燃料が溶融し、燃料被覆管の健全性が損なわれることは想定し難いということができる。
（二）　一次冷却材流量減少時の健全性について
原告らは、本件原子炉において、何らかの原因で一次冷却材の流量が減少した場合、燃料が溶融して再臨界を起こす危険性がある旨主張し、その根拠として、本件原子炉施設の燃料の昀高温度が燃料の融点に近い上、燃焼開始後に右融点が低下することを指摘する。
しかし、後記（第六、一及び同二）のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉ではすべての運転範囲において燃料の溶融が防がれることを確認しており、また、「運転時の異常な過渡変化」として「一次冷却材流量減少事象」を、「事故」として二次冷却材漏えい事故」を想定した解析評価について審査しているが、解析の結果、いずれの事象においても、燃料温度は融点を十分に下回るとの結果が得られており、その妥当性を確認している。
したがって、本件原子炉施設においては、一次冷却材の流量減少によって燃料が溶融することは想定し難いということができる。
４　原子炉冷却材バウンダリの健全性について
（一）　配管等の健全性について
（１）　熱応力やクリープ疲労等に対する配管の健全性について原告らは、本件原子炉施設は、軽水炉と比べると、配管の受ける熱応力が大きく、このため、配管の肉厚を薄くし、配管の引き回しを長くしているが、これらの措置によっては配管にかかる熱応力を吸収することは困難であり、また、原子炉の運転、停止、異常時の温度上昇、緊急停止等によって繰り返し配管に熱応力が加えられると、これによる繰り返しひずみとクリープとの相互作用によって配管の疲労寿命が低下し、配管が破損、破断する旨主張する。
しかし、前記（一、３、（一）、（１））に加え、乙一六・八―一―二五頁、六六頁、六七頁、七〇頁、八―四―二ないし四頁、八―五―二頁によれば、本件安全審査においては、原子炉冷却材バウンダリを構成する機器及び配管には、高温での強度に優れたステンレス鋼が使用されること、原子炉冷却材バウンダリに及ぶ熱的過渡変化が抑制されるように、本件原子炉施設の通常運転時には、冷却材の温度をほぼ一定に維持できるように原子炉制御設備が設置されると共に、本件原子炉施設の起動時又は停止時には、冷却材ナトリウムの昇温速度又は降温速度を制限することを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。そうすると、本件原子炉施設には、機器や配管等について、クリープ破断、過大なクリープ変形、疲労破損、クリープ疲労破損等の防止について適切な配慮がされているということができ、本件原子炉施設の配管が熱応力やクリープ疲労等によって破損、破断することは想定し難いということができる。なお、乙一六・一〇―三―四頁によれば、本件安全審査においては、一次主冷却系設備及び二次主冷却系設備の各配管を引き回すに当たっては、エルボ（曲げ管）を用い、エルボの撓性（たわめることができる性質）により配管の熱膨張による変形が吸収されるようになっていることを確認したことが認められる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　ナトリウム中の


不純物による腐食や浸炭、脱炭に対する配管の健全性について原告らは、①冷却材として使用されるナトリウムが酸化ナトリウム等となって配管の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼を激しく腐食させ、②一次主冷却系においては、配管の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼中の炭素がナトリウム中に溶解して高温部から低温部に移行し、二次主冷却系においては、蒸発器の伝熱管の材料であるクロム・モリブデン鋼から脱炭した炭素がナトリウム中に溶解し、その配管の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼に浸炭するとし、右の腐食や浸炭、脱炭によって配管等が破損したり、破断したりする旨主張する。以下、原告らの主張する点それぞれについて検討する。（イ）　ナトリウム中の不純物による配管の腐食について乙一六・八―一―二五頁、八―五―二頁、八―八―三頁、六頁、三五頁、三七頁によれば、本件安全審査においては、ナトリウム中の不純物を除去するためにコールドトラップが設置され、これによって、本件原子炉施設の通常運転中のナトリウム中酸素濃度は一〇ＰＰｍ（一ＰＰｍは一〇〇万分の一）以下に保たれることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、ナトリウム中に不純物が生じ、右不純物による腐食によって配管が破損したり、破断したりすることは想定し難いということができる。
（ロ）　浸炭、脱炭について
浸炭や脱炭は、活性炭素濃度の相違（これは、温度や材料の種類により異なる。）により、ナトリウムを介して炭素が移行し、ナトリウム接液部の構造材の表面近傍の炭素濃度が変化することであり、これが起こると材料の強度特性に影響を及ぼすおそれがある。
この点、弁論の全趣旨によれば、一次主冷却系設備の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼は、浸炭する傾向となること、また、二次主冷却系設備の配管や過熱器の伝熱管の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼と、蒸発器の伝熱管の材料であるクロム・モリブデン鋼とにおける活性炭素濃度の相違により、オーステナイト系ステンレス鋼は浸炭し、また、クロム・モリブデン鋼は脱炭される傾向にあることが認められる。しかし、本件原子炉施設において、浸炭や脱炭が材料の強度特性に影響を及ぼす程度に至ることをうかがわせるに足りる証拠はなく、これら浸炭、脱炭による材料の強度特性への影響を考慮し配管の具体的な設計において、浸炭、脱炭による強度低下を考慮した設計とすることは十分可能であるということができるから、浸炭、脱炭は、本件安全審査の対象となる本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針の合理性を左右するものではないというべきである。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　配管における破損の様相について
（１）　原告らは、一次主冷却系設備や二次主冷却系設備における配管の破損は、ナトリウムと構造材との共存性、熱応力、クリープ疲労、地震による外力等、複雑な原因が組み合わさって起こるものであるから、本件原子炉施設においても瞬時両端完全破断が起こる旨主張する。
しかし、証人Ｐ８（Ｐ８調書一・四一丁表ないし四二丁表、八八丁表）は、一次主冷却系設備の配管及び二次主冷却系設備の配管については、右（一）のとおり、それが破損する可能性は低く抑えられているし、万一、破損が生じるとしても、右破損は、熱膨張や過渡的な熱応力の繰り返しによるものが支配的であるため、肉厚を貫通した疲労き裂の形態をとるため、冷却材の漏えいは配管の表面部に生じた微小な開口部からの漏えいとなる上、配管内は低圧であるから、急速な破断に進展するおそれはなく、また、右漏えいは、ナトリウム漏えい検出器により早期に検出され、原子炉を停止するなどの所要の措置が採られることから、漏えい先行型破損（ＬＢＢ）の様相となる旨証言しており、右証言は十分合理的であり、信用できる。
したがって、配管の瞬時両端完全破断が起こることは想定し難いから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　原告らは、一九八六（昭和六一）年一二月にアメリカのサリー原子力発電所二号炉（ＰＷＲ）で発生した二次系給水ポンプ入口配管の大口径破断事故を根拠に、本件原子炉施設においても、一次主冷却系設備の配管において大口径破断が起こる可能性がある旨主張する。この点、後記（第八の二）のとおり、右事故の原因は、不十分な水質管理の下に生じた腐食と不適切な配管の接続によって生じた冷却水の流れの急変による侵食とが重なって配管の内面が著しく減肉され、破断するに至ったことにある。しかし、サリー二号炉はＰＷＲであるところ、ＰＷＲは、配管内の圧力が一〇〇気圧を超えるが、本件原子炉施設の一次主冷却系の配管内の圧力は八気圧程度であり、ＰＷＲと比べて十分の一にも及ばないことは当事者間に争いがない。そうすると、前記（一、３、（一）、（１））のとおり、本件安全審査においては、一次主冷却系設備の配管の健全性を確認しているが、仮に破断が起こることを仮定しても、大口径破断を起こすことは考えられない。
したがって、右サリー二号機の事故は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
（３）　原告らは、平成三年六月に本件原子炉施設の二次主冷却系配管が設計とは逆方向に変位した事象、一九九〇（平成二）年四月にスーパーフェニックスで発生した二次系ナトリウム漏えい事故、一九六六（昭和四一）年一〇月のフランスの実験炉ラプソディでの二次系ナトリウム注入配管破裂事故、一九六七（昭和四二）年五月の英国の高速実験炉ＤＦＲでの一次冷却系配管からのナトリウム漏えい事故等、国内外の高速増殖炉において発生した事故例を挙げ、本件原子炉施設の一次、二次主冷却系設備の配管においても瞬時両端完全破断が起こる可能性がある旨主張する。
しかし、乙イ四七・三・四・四―三頁及び乙イ四八・三・四・四―一頁及び乙ニ二の一（証人Ｐ９調書一）一七丁表、一八表によれば、本件原子炉施設で生じた事象は、二次主冷却系設備の配管が原子炉格納容器を貫通する部位に気密性をもたせるために設けられたベローズ（蛇腹状の伸縮可能な継手）を製作するに当たって、その剛性を計算値よりも硬く製作したために生じたものであったことが認められるところ、右は機器の製作の問題であり、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関連するものではないから、本件安全審査の合理性を左右するものではない。


また、甲イ五一及び甲イ九三によれば、原告らの主張する海外の高速増殖炉における事故は、いずれも二次主冷却系設備の配管が瞬時に両端完全破断したものではないことが認められるから、これらの事故等が発生した事実から本件原子炉施設において一次、二次主冷却系設備の配管が瞬時に両端完全破断する可能性があるということはできない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　配管、機器等の保守点検について
原告らは、一次冷却材のナトリウムが放射化されるため原子炉の停止中も一次主冷却系設備の配管には近づくことができず、また、原子炉の停止中も凝固を避けるためにナトリウムを高温に保つので、配管等の保守点検作業が不可能である旨主張する。
しかし、具体
的な保守点検作業の方法は本件安全審査の対象となるものではないから、原告らの右主張は、その前提において失当である。
５　原子炉カバーガスのバウンダリの健全性についてト原告らは、フランスのスーパーフェニックスにおいて一九九〇（平成二）年六月に発生した原子炉容器内のナトリウム液面を覆っているアルゴン・カバーガス中に空気が混入した事故が発生したことを挙げ、本件原子炉施設においても同様の事故が起こる旨主張する。この点、後記（第八、五）のとおり、右事故の原因は、フィルタカートリッジ系カバーガスの放射能測定系のポンプシール膜が部分的に裂け、空気がカバーガスに混入し、その結果、一次系ナトリウムが酸素等により汚染し、プラギング温度が上昇したことにあるが、これに対し、乙一六・八―八―一〇頁、三八頁によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の一次アルゴンガス系内の圧力は、右アルゴンガス系が配置される各部屋の雰囲気の気圧よりも若干高くなるように保持されることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、本件原子炉施設において、仮に右アルゴンガス系の設備に破損が生じたとしても、アルゴン・カバーガス中に空気が混入することは想定し難い。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
６　蒸気発生器について
原告らは、本件原子炉施設の蒸気発生器につき、①蒸気発生器の伝熱管は、応力腐食割れ、腐食、脱炭、浸炭などにより損傷する、②蒸気発生器の伝熱管に採用されているヘリカルコイル型は、溶接時における残留応力が問題であると共に、伝熱管の組立てが困難である、③供用期間中の検査に使用するとされている探傷用プローブが、本件原子炉施設の総合機能試験の際に一部の伝熱管に挿入できなかったことからすると、伝熱管内には四ミリメートル以上の溶接の垂れ込みがあるなどと主張して、本件原子炉施設においては蒸気発生器伝熱管破損事故が発生するおそれがある旨主張する。また、原告らは、④本件安全審査において水漏えい検出設備である水素計の設置箇所や機能が審査されていないのは不当である旨主張する。この点についての当裁判所の判断は、原告らの主張が多岐にわたるので、蒸気発生器伝熱管破損事故に関する原告らの主張に対する判断と併せて、後記（第六、七）において別項を設けて判断する。
７　原子炉停止系の信頼
性について
（一）　共通原因故障について
原告らは、本件原子炉施設には、原子炉停止系として作動原理を同じくする調整棒及び後備炉停止棒の二系統のスクラム機構しかないので、調整棒と後備炉停止棒とにコモンモード・フェイリア（共通原因故障）が発生した場合には原子炉が停止不能の状態に陥る旨主張する。そして、この点、甲イ一三、甲イ一三九及び甲二六の二（証人Ｐ１０調書五）三七頁ないし三九頁には、他の原子炉施設において共通原因故障が現実に発生した旨の証言ないし記載がある。しかし、前記（一、２、（一）及び同（三））に加え、乙一六・八―一―五二頁、五四頁、六一頁、六二頁、八―三―一五ないし一八頁、八―九―三〇頁、三一頁、乙イニ及び乙イ七九によれば、本件安全審査においては、①本件原子炉施設の原子炉停止系は、互いに独立した主炉停止系と後備炉停止系とから構成されており、このうちいずれか一方の系統が作動しさえすれば本件原子炉を確実に停止することができること、②原子炉停止系を作動させる安全保護系を構成する検出器、論理回路及び原子炉トリップ遮断器は、同じ機能を有するものが二つ以上設けられており（多重性）、かつ、右検出器等は、その各々が環境条件の変動（機器がさらされる雰囲気の温度、湿度の上昇等）や運転状態の変動（機器に供給される電源の喪失等）があっても、同時に故障したり、一つの機器に故障が生じても、その影響を受けて他の機器が故障したりすることがないように考慮した対策が講じられている（独立性）こと、③原子炉の緊急停止に際しては、重力により制御棒が炉心内に挿入されるが、加速機構も働き、主炉停止系の制御棒はガス圧力により、後備炉停止系の制御棒はばねの力により、それぞれ炉心内に加速挿入される設計となっていること、④原子炉停止系の制御棒を保持する電磁石及び右加速機構は、個々の制御棒駆動機構ごとに個別に備え付けられ、独立性を有していることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、本件原子炉施設においては、原子炉停止系及び安全保護系が共通の原因によって故障が生じることはなく、本件原子炉施設が停止不能の状態に陥ることは想定し難いということができるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　自己融着について原告らは、ナトリウム中での自己融着によって制御棒が
固着し、原
子炉の緊急停止が阻害される旨主張する。
自己融着とは、同一の金属材料が高温下で互いに強い力で接触した場合に、材料間の原子の拡散により融着する現象であり、金属材料の一般的性質である。しかし、仮に本件原子炉施設において自己融着が起こるとしても、それは適切な設備の保守、点検により十分回避することが可能であるといえるから、自己融着は本件安全審査の対象となる本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針の妥当性を左右するものではないというべきである。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　セイラム一号炉、浜岡一号炉の事故について
原告らは、一九八三（昭和五八）年二月に米国のセイラム一号炉（ＰＷＲ）において、制御棒が電流遮断器（本件原子炉施設の原子炉トリップ遮断器に相当する。）の固着により自動的に挿入されなかった事象や、昭和六三年二月に中部電力株式会社の浜岡一号炉（ＢＷＲ）において、原子炉再循環ポンプが停止した時に原子炉が緊急停止しなかったことを挙げて、本件原子炉施設においても、原子炉の緊急停止に失敗するおそれがある旨主張する。


しかし、乙イ七四によれば、浜岡一号炉では、もともと原子炉再循環ポンプの停止信号によって直接原子炉を緊急停止する仕組みにはなっていないことが認められ、これに反する甲イ一二は採用できない。したがって、原告らの主張はその前提を欠くものである。
また、後記（第八、一三）のとおり、セイラム一号炉の固着の原因は、電流遮断器可動部（ラッチ部）の潤滑が適切でなかったという保守点検上の過誤によるものであった。
したがって、右事故は本件原子炉施設の基本設計ないし基本設計方針と関連するものではなく、本件安全審査の合理性を左右するものではない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（四）　地震時の電源喪失について
原告らは、地震などによって停電が起こった場合は、制御棒を挿入する原子炉緊急停止装置が同時に故障し、原子炉の緊急停止に失敗する旨主張する。この点、甲イ一九九にはこれに沿う記載があり、また、甲ニ六の一（証人Ｐ１０調書四）四五頁、四六頁にも同旨の証言がある。
しかし、前記（一、２、（一）及び同（三））に加え、乙一六・八―一―三五頁、一一三頁、八―九―二八頁、二九頁、四二頁、八―一〇―五ないし七頁及び乙
イ五によれば、本件安全審査において
は、①一定以上の地震動を検知した場合や外部電源を喪失した場合には、安全保護系の原子炉トリップ信号（「地震加速度大」信号、「常用母線電圧低」信号）により、原子炉は緊急停止すること、②原子炉緊急停止装置は、安全上特に重要な施設としてＡｓクラスの耐震設計が行われ、系統的にも多重性、独立性を有していること、③主炉停止系及び後備炉停止系の各制御棒については、全体モックアップ試験を行って、地震時でもこれを挿入し得ることが総合的に確認されたこと、④外部電源喪失に対しても、非常用電源設備が備えられているほか、原子炉緊急停止装置には、電源を喪失した場合、制御棒保持用マグネットが消磁して即時に制御棒が自動的に炉心に挿入されるというフェイルセイフ機能があることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
したがって、本件原子炉施設においては、設計用限界地震を想定しても、緊急停止機能が失われることはなく、地震とそれに伴う外部電源の喪失によって、原子炉を緊急停止することができなくなることは想定し難いということができるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（五）　制御棒駆動電動機の駆動荷重増加について
なお、本件原子炉施設の試運転中の平成四年九月二八日に、主炉停止系の一三本ある制御棒駆動機構のうち、微調整棒用の駆動機構三本において、制御棒を駆動する電動機の駆動荷重が増加するという事象が生じ、平成六年一一月一一日及び平成七年五月二四日にも右三本のうち一本に同様の事象が発生した。しかし、乙イ七三によれば、右荷重増加の原因は、制御棒駆動機構の駆動軸と上部案内管部の遮へい体との間隙に、ナトリウム化合物が付着したことによるものであり、右ナトリウム化合物はアルゴンガス中の不純物とナトリウム蒸気等の反応により生成されたものと推定されるところ、右事象は、①増加した荷重の程度が荷重限界を下回るものであったこと、②荷重の増加が一時的なものであり、すぐに通常の荷重に復帰したこと、③主炉停止系の他の制御棒駆動機構一〇本及び後備炉停止系の制御棒駆動機構六本には、右のような事象は生じてなかったことから、原子炉の安全性に影響を及ぼすものではなかったことが認められる。したがって、右事象の発生は、本件安全審査の合理性を左右がするものではないというべきである。
８　緊急炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）に
ついて
原告らは、緊急炉心冷却装置が存在しない本件原子炉施設は、安全性が確保されない旨主張する。
この点、軽水炉においては、緊急炉心冷却装置の設置が要求されているが（「安全設計審査指針」指針四〇参照）、乙ニ二の一（証人Ｐ９調書一）三六丁裏、三七丁表によれば、これは、軽水炉では、冷却材（軽水）が高温、高圧で使用されるため、冷却材が漏えいした場合、圧力が低下することにより冷却材が沸騰（減圧沸騰）し、炉心から冷却材が喪失する事態となる可能性があるためであることが認められる。
しかし、前記（２、（１））のとおり、本件原子炉施設においては、冷却材ナトリウムはいかなる運転範囲においても沸騰することはなく、また、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・八八丁裏、八九丁表）、乙一六・八―一１―二九頁、乙イ四及び乙二―二の一（証人Ｐ９調書一）三六丁裏ないし三九丁裏によれば、後記（第六、二、４、（二）、（５）、（ロ））にも示すとおり、本件安全審査においては、配管の高所引回し及びガードベッセルの設置により、冷却材が漏えいした場合であっても、冷却材は昀低限保持されなければならない液位（エマージェンシ・レベル）以上に保持されること、冷却材の漏えい時に、配管のむち打ちや流出流体のジェット力によってガードベッセル等が損傷を受けることはないことを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、本件原子炉施設において冷却材が喪失する事態に陥ることは想定し難いから、本件原子炉施設に緊急炉心冷却装置がないからといって、その安全性が確保されないものではなく、原告らのこの点についての主張は理由がない。９　「フェイルセイフ」及び「フール・プルーフ」について原告らは、本件原子炉施設には、フェイルセイフ（故障、誤動作が生じたときに機器は安全側に作動するという原則）、フール・プルーフ（人為的ミスにより重大な事態を引き起こすことがあり得ないという原則）が成り立たない旨主張する。しかし、前記（一、２、（３））のとおり、本件安全審査においては、安全保護系について、フェイルセイフの設計とされることを確認したことが認められ、これが不合理であるとする証拠はない。したがって、本件原子炉施設においてフェイルセイフが成り立たないということはできない。


フール・プルーフについては、確かに、後記第八のチェルノブイリ事故、ＴＭＩ事故等にみられるように、基本設計において安全性が確保し得るものとされた原子炉施設であっても、その後の段階である建設、運転等において重大な瑕疵があれば、基本設計上は予想されていなかった重大な事故が発生する可能性があることは否定することができない。すなわち、運転段階においていかなる人為ミスが生じた場合であっても、絶対に事故を起こさない設計とすることは理想であるとしても、現実的には不可能ということができ、本件原子炉施設の安全性を確保するためには、一定水準以上の運転管理等が行われることが必要と解される。しかし、そのことは、明らかに本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針とは直接関係しないから、本件安全審査の合理性を左右するものではない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
四　まとめ
以上のとおり、本件原子炉施設の安全設計についての本件安全審査における調査審議及び判断の過程に、重大かつ明白な瑕疵といえるだけの看過し難い過誤、欠落があるとは認められないというべきである。
第五　本件原子炉施設の平常運転時における安全性
一　本件安全審査の内容
乙七ないし一〇、乙一四の一ないし三、乙一六、乙二二、乙二三及び乙イ六並びに弁論の全趣旨によれば、本件原子炉施設の平常運転時における公衆の被曝線量評価（平常運転時における安全性）についての本件安全審査の内容につき、次のとおりと認められる。
１　意義
平常運転時における公衆の被曝線量評価は、平常運転時における被曝低減対策としての安全設計の妥当性を確認した上で、その妥当性を別個の側面から確認するために、本件原子炉施設の通常運転時に周辺環境に放出される放射性物質による一般公衆の被曝線量が、「許容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」を十分下回るだけでなく、合理的に達成できる限り低く保たれ得ること（ＡＬＡＲＡの考え方を満たすこと）を定量的に確認するために行うものである。２　本件許可申請における本件原子炉施設周辺の一般公衆の被曝線量の評価内容本件安全審査においては、本件許可申請における本件原子炉施設周辺の一般公衆の被曝線量評価について、次のとおりと確認した。
（一）　大気中に放出される放射性物質の年間放出量
（１）　気体廃棄物中の放射性物質は、核分裂生成物である放射性希ガス及び放射
性よう素並びに一次冷却材中の不純
物及び炉上部カバーガスのアルゴン等の放射化反応により生成する放射性アルゴンである。
（２）　年間放出量の計算は次の項目に分けて行われている。（イ）　気体廃棄物処理設備から放出される希ガス及びよう素気体廃棄物処理設備に収集される気体廃棄物は、一次アルゴンガス系設備の圧力制御に伴い排出される廃ガス、燃料取扱い及び貯蔵設備のガス置換に伴い排出される廃ガス、使用済燃料の洗浄廃ガス、遮へいプラグ周りの機器のガス置換に伴い排出される廃ガス等であり、気体廃棄物処理設備に移行する希ガス及びよう素の量は、各廃ガスごとに、廃ガス中に混入する一次アルゴンガスの量、一次アルゴンガス中の希ガス及びよう素の濃度等を考慮して計算されている。さらに、燃料取扱い及び貯蔵設備からの廃ガスについては、燃料取扱時に欠陥燃料から燃料移送ポット内に放出される希ガス及びよう素についても考慮して計算されている。気体廃棄物処理設備から排気筒を経て放出される希ガスの量は、気体廃棄物処理設備に移行したキセノン、クリプトンが、活性炭吸着装置においてそれぞれ三〇日間、四〇時間保持されるものとして計算されている。よう素については、希ガスと同様に活性炭吸着搭に導かれ、ほとんど除去されるので放出量の計算に当たっては無視されている。
（ロ）　原子炉格納施設の換気により放出される希ガス及びよう素原子炉格納施設の換気により放出される気体廃棄物中の放射性物質は、機器、弁等から原子炉格納容器内に漏えいした炉上部カバーガス中に含まれる希ガス及びよう素であり、その希ガス及びよう素の量は、炉上部カバーガスの漏えい率、炉上部カバーガス中の放射性物質の濃度、原子炉停止時の換気回数、原子炉運転時の換気量、原子炉格納容器内での減衰時間等を考慮して、原子炉停止時と原子炉運転中に分けて計算されており、原子炉停止時の換気回数は、先行軽水炉の昀近の運転実績等を参考にして年一〇回としている。
（ハ）　原子炉補助建物の換気により放出される希ガス及びよう素原子炉補助建物の換気により放出される気体廃棄物中の放射性物質は、一次アルゴンガス系設備及び気体廃棄物処理設備から原子炉補助建物に漏えいした一次アルゴンガス、放射性廃ガス等の中に含まれる希ガス及びよう素であり、換気により放出される希ガス及びよう素の量は、一次アルゴンガス、放射性廃ガス等の漏えい率
及び漏えいしたガス中の
放射性物質の濃度等を用い、原子炉補助建物における減衰効果を無視して計算されている。
（ニ）　共通保修設備から放出されるよう素
共通保修設備から放出される気体廃棄物中の放射性物質は、機器洗浄廃ガスの中に含まれるよう素（機器洗浄の際に機器表面に付着していた一次冷却材から移行したもの）であり、その量は、一次冷却材中のよう素の洗浄廃ガスヘの移行率等を考慮して計算されている。
（３）　計算の結果、希ガスの年間放出量は約二三〇〇キπリー、よう素の年間放伽出量は、よう素一三一約○・○〇四四キュリー、よう素一三三約○・○○〇四キュリーであるとされた。なお、他に放射化生成物としてアルゴン三七、アルゴン三九、アルゴン四一が生成されるが、これらの年間放出量はそれぞれ約五キュリー、約四〇キュリー、約一〇キュリーであり、希ガスの年間放出量に含めて評価されている。
（二）　海洋中に放出される放射性物質の年間放出量
（１）　液体廃棄物は機器、使用済燃料等の洗浄の際に生じる廃液、各建物機器からのドレン、床ドレン、防護衣類等を除染する際に生ずる洗濯廃液等であり、これらの中に含まれる主な放射性物質は、一次冷却材中に漏えいした核分裂生成物、一次冷却材中の放射性腐食生成物及び放射化ナトリウムである。発生した液体廃棄物は、その性状に応じて分離回収された後、液体廃棄物処理設備で蒸発濃縮、脱塩等の処理が行われ、処理水は放射性物質の濃度、水質等を考慮して再使用、再処理又は所外放出される。


（２）　環境に放出される液体廃棄物の量は、処理モード、処理設備の性能、処理水の再使用の割合等を考慮して計算されており、その結果、液体廃棄物の年間放出量の計算値は約三五〇〇立方メートルで、その中に含まれる放射性物質の量はトリチウムを除いて約○・一四キュリーとされた。ただし、液体廃棄物中の放射性物質による被曝線量の計算を行うに当たっては、処理水の再使用の条件等を考慮して、放射性物質の年間放出量はトリチウムを除いて二キュリー、トリチウムについては海外高速炉の実状を参考として二五〇キュリーとされた。
（三）　被曝線量の計算
（１）　気体廃棄物中の希ガスによる全身被曝線量
気体廃棄物中の希ガスによる全身被曝線量の計算は、排気筒から放出され拡散移動する放射性雲からのガンマ線による外部全身被曝線量を対象に行われ、計算に当
たっては、希ガスの年間放出量及びガ
ンマ線の実効エネルギーを基礎に、連続放出、間けつ放出の放出モードを考慮して、気象資料の統計整理により得られた風向別大気安定度別風速逆数の総和及び平均を用いて「線量評価指針」に示された方法により、周辺監視区域外における希ガスのガンマ線による全身被曝線量が計算された。計算の結果、希ガスのガンマ線による全身被曝線量は、周辺監視区域外の昀大となる場所において年間約○・〇七四ミリレムであるとされた。
（２）　液体廃棄物中の放射性物質による全身被曝線量液体廃棄物中の放射性物質による全身被曝線量の計算は、放射性物質が海産物を介して人体に摂取される場合の内部全身被曝線量を対象に行われ、計算に当たっては、人体の放射性物質の摂取率は、海水中の放射性物質濃度、海産物の濃縮係数、海産物摂取量等を考慮して、「線量評価指針」に示された方法により、周辺監視区域外における全身被曝線量が計算された。なお、海水中の放射性物質濃度については、復水器冷却水放水口濃度が用いられた。計算の結果、液体廃棄物中の放射性物質による全身被曝線量は年間約○・〇六六ミリレムであるとされた。
（３）　甲状腺被曝線量の計算
甲状腺被曝線量の計算は、気体廃棄物中のよう素及び液体廃棄物中のよう素に着目し、これが呼吸、葉菜及び海産物を介して、成人、幼児及び乳児にそれぞれ摂取される場合の内部甲状腺被曝線量を対象に行われた。気体廃棄物中のよう素による甲状腺被曝経路は、呼吸摂取、葉菜摂取及び牛乳摂取があるが、本件原子炉施設近辺においては乳牛が飼育されておらず、また、牧草地もないことから、被曝経路としては、呼吸摂取と葉菜摂取が扱われた。
人体のよう素摂取率は、空気中又は海水中のよう素濃度、呼吸率、空気中のよう素が葉菜に移行する割合、海産物の濃縮係教、食物摂取量等を考慮して、「線量評価指針」に基づき計算されたが、右計算に当たっては、よう素の地表空気中濃度は、年間放出量と、気象資料の統計整理により得られた風向別大気安定度別風速逆数の総和及び平均を用いて求め、海水中のよう素濃度は、復水器冷却水放水口濃度が用いられた。また、人体に摂取されたよう素の甲状腺に移行する割合は、摂取食物中に含まれる安定よう素の量によって変化することを考慮し、各被曝経路における安定よう素摂取量に応じて計算された。
計算の結果、よう素に起因する甲状腺被曝線量は、本件敷地境界外の昀大となる場所において、幼児及び乳児がよう素を呼吸及び葉菜を介して摂取し、かつ、海草類を摂取するとした場合が昀大となり、その値は年間約○・六六ミリレムであるとされた。
３　本件安全審査における評価
本件安全審査においては、本件許可申請における本件原子炉施設周辺の一般公衆の被曝線量評価について、次のとおり、妥当であると判断した。
（一）　計算方法の妥当性
放射性物質の環境への放出については、海外高速炉における燃料被覆管の欠陥の程度等の実績を参考とし、放射性物質が原子炉から排気口又は放水口に至るまでの過程について解析し、放出径路ごとに計算されている。大気中に放出された放射性物質による一般公衆の被曝線量は、本件敷地における一年間の気象資料を用いて算出された空気中濃度を基に計算され、また、海洋中に放出された放射性物質による一般公衆の被曝線量は、復水器冷却水放水口濃度を用いて計算されている。
放射性物質の環境への放出量及び一般公衆の被曝線量の計算は、「線量評価指針」を参考とし、その評価に際しては、ＬＭＦＢＲの設計の特徴を考慮して行われている。
以上のような本件許可申請における計算方法は、「線量評価指針」の考え方を参考としており、また、炉型の違いにより同指針の方法が直接適用できない放出放射性物質の発生源の計算については、本件原子炉施設の設計条件、運転計獅画及び関連する試験研究の成果に基づいて行われており、妥当である。
（二）　計算結果の妥当性
計算された周辺監視区域外での被曝線量の昀大値は、全身被曝線量が年間約○・一四ミリレム、甲状腺被曝線量が年間約○・六六ミリレムであり、本件原子炉施設は、通常運転時における環境への放射性物質の放出量について、「許容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」を下回るのみならず、ＡＲＡＬＡの考え方を満たすような設計上の対策が講じられていると判断した。なお、右で評価された被曝線量のほかに、本件原子炉施設からの直接線量及びスカイシャイン線量並びにベータ線による皮膚被曝線量、海水浴中に受ける被曝線量、大気中に放出された粒子状放射性物質に起因する被曝線量等があるが、直接線量及びスカイシャイン線量は、本件敷地境界外で合理的に達成できる限り低くなるように原子炉施設を設計し、管理することとしていること、これらの線量は、距離
が離れるに従って急激に減少す
るという性質を持っているため、一般公衆の被曝線量に寄与する地点は周辺監視区域近傍に限られること、ベータ線による皮膚被曝線量等については、「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被曝線量評価について」に示されているように、一般に極めて小さい寄与しか与えないことから、これらによる線量を考慮しても、周辺監視区域外における被曝線量は、「許容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」を十分下回っている。
（三）　結論


以上から、本件安全審査においては、調査審議の結果、本件原子炉施設の平常運転時における安全性について、本件原子炉施設が具体的審査基準に適合し、その基本設計ないし基本的設計方針において、平常運転時における公衆の被曝線量を十分低く抑えることができ、原子炉等による災害の防止上支障がないものとした。
二　当裁判所の判断
被曝線量評価において用いられた計算方法には、特段不合理な点があるとは認められない。
２　そして、右解析の結果得られた周辺監視区域外での被曝線量の昀大値は、全身被曝線量が年間約○・一四ミリレム、甲状腺被曝線量が年間約○・六六ミリレムであり、いずれも、「許容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」年間○・五レムはもちろん、現在妥当性を有する「線量当量限度を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」年間〇・二レムをも十分に下回っている。また、右被曝線量は、「発電用軽水炉施設周辺の線量目標値に関する指針について」の定める放射性希ガスからのガンマ線による全身被曝線量及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被曝線量の合計値について年間五ミリレム、放射性よう素に起因する甲状腺被曝線量について年間一五ミリレムの線量目標値をも下回っており、ＡＬＡＲＡの考え方も満たしているといえる。そうすると、平常運転時における公衆の被曝線量を十分低く抑えることができるとの結論においても、特段不合理な点は認められないというべきである。
３　したがって、本件安全審査における平常運転時における安全性についての調査審議及び判断の過程に、重大かつ明白な瑕疵といえるような看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。
三　原告らの主張について
１　気体廃棄物の評価について
（一）　燃料被覆管の欠損率について
原告らは、評価条件として、燃料被覆管の欠損率（欠陥率）を一パーセントとす
る根
拠はない旨主張する。
しかし、前記（第四、三、３）のとおり、本件原子炉施設の燃料被覆管は健全性が維持され得る。
さらに、これに加え、乙一六・八―九―八頁、九頁、二八頁、四二頁によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設には、燃料の破損の発生及び破損燃料の存在位置を検知し得る破損燃料検出装置が設置され、かつ、燃料破損時に設定値を超えると、炉心を保護するため、「破損燃料検出」の原子炉トリップ信号が自動的に発せられ、原子炉は緊急停止する設計になっていることを確認したことが認められる。そうすると、燃料被覆管の欠陥率が一パーセントの状態（これは、乙一六・八―三―二八頁によれば、燃料要素約三万三〇〇〇本のうちの約三三〇本が破損した状態に当たる。）で運転されるということは、ほとんど起こり得ないことということができ、右評価条件は十分保守的であるといえる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　粒子状放射性物質について原告らは、気体廃棄物中に存在するコバルト六〇、マンガン五四、ストロンチウム九〇、セシウム：二七等の粒子状放射性物質を評価していないのは不当である旨主張する。
しかし、乙イ六九によれば、右核種は、原子炉施設の平常運転時の気体廃棄物中にはほとんど存在しないことが認められるから、被曝評価に与える影響は小さいものと認められる。したがって、右核種の評価を行わないことが、原子炉施設の平常運転時における周辺公衆の被曝線量評価の目的に照らして不合理であるとはいえない。
なお、乙一六・九―四―一四頁、一八頁、九―五―六ないし八頁によれば、液体廃棄物による被曝評価においては、右核種は、その放出及び放出経路が評価された上で考慮されていることが認められる。
（三）　希ガスの放出回数について
原告らは、原子炉格納施設の換気による希ガスの放出回数を年間一〇回とする根拠はない旨主張する。
しかし、乙一六・八―一四―三頁によれば、右換気は、原子炉停止時に申請者の従業員が原子炉格納容器内に立ち入る際にされるものであることが認められるところ、前記（一、２、（一）、（２）、（ロ））のとおり、本件安全審査においては、右換気回数は、先行軽水炉の昀近の運転実績等を参考にして想定したものであることを確認している。また、弁論の全趣旨によれば、我が国の原子力発電所の年
間停止回数の平均値は二回
未満であることが認められる。したがって、右評価条件は十分保守的ということができ、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（四）　計算過程について原告らは、①気体廃棄物中の希ガスによる全身被曝線量評価は、適切な現地実験を行わずに、パスキル拡散式を用いて計算していること、②大気中の濃度計算では、風がほとんどない静穏時の拡散有風時に置き換えて計算していることなど、計算過程に問題があり不当である旨主張する。しかし、乙四・一二六頁、一七頁、一三七ないし一三九頁、一四六頁によれば、右線量評価は、「気象指針」に準拠したものであることが認められるから、何ら不当な点はない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。なお、乙四・一四六頁によれば、「気象指針」が静穏時の風速を秒速○・五メートルとして有風時の拡散式を適用することとしているのは、静穏時に適用できる適切な拡散式が現在存在しないところ、一般的に静穏時とされている場合でも、感度のよい風速計で見ると秒速○・五メートル以上の風速を示していることが多く、静穏時においても大気による拡散希釈は行われているものと考えられる上、静穏時における放射性雲からのガンマ線被曝も極端に高い観測値が得られていないことによるものであることが認められ、右拡散式に特段不合理な点は認められない。
２　液体廃棄物の評価について


（一）　原告らは、放射性液体廃棄物の年間放出量について、①共通保修設備廃液の二〇パーセントが処理後再使用しないまま放出されるとしていること、②液体廃棄物中の放出核種とその構成比、③トリチウムの放出量を二五〇キュリーとしていることの三点は、根拠がなく恋意的である旨主張する。しかし、①については、乙一六・九―四－―一一頁、一二頁によれば、本件安全審査においては、そもそも共通保修設備廃液は、蒸発濃縮後、濃縮廃液は固体廃棄物として処理し、蒸留水は脱塩塔で更に浄化した後、原則として再使用されることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、その二〇パーセントが放出されるとした評価条件は十分保守的ということができる。②については、乙一六・九―四―一二頁、二三頁によれば、本件安全審査においては、燃料被覆管の欠陥率一パーセント等の条件を前提に、各種放射性廃棄物処理設備の性能等を考慮した上で核種と構成比が算定されていることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。③については、前記（一、２、（二）、（２））のとおり、本件安全審査においては、海外の高速炉の実情を参考にして設定されたものであることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。（二）　なお、原告らは、①被曝線量評価に用いられている濃縮係数は、仮定的なものであり、これに基づいた被曝線量評価は現実性がない、②海産物摂取量について、周辺住民の中でも標準的なものを対象とし、極端な摂取をする極めて少数の住民を対象としていないのは、安全側に立った評価とはいえない、③放射性液体廃棄物による外部被曝線量評価を行っていないのは過小評価であるなどと主張するが、これらはすべて「線量評価指針」に準拠したものであり、右評価条件を設定した「線量評価指針」が合理的であることは、前記（第二、三、４）のとおりである。したがって、原告らのこれらの主張はいずれも理由がない。
３　プルトニウムについて
原告らは、本件原子炉施設において燃料として用いられているプルトニウム（プルトニウム二三九。以下同じ。）は、放射性物質の中で昀も毒性の強い物質であり、これを十分管理することはできないから、本件原子炉施設の安全性は確保されない旨主張する。
しかし、前記（第一、三、２）のとおり、原子炉施設の安全性の確保とは、原獅子炉施設の有する潜在的危険性を顕在化させないよう、放射性物質の環境への放出を可及的に少なくし、これによる災害発生の危険性を社会通念上容認できる水準以下に保つことであるから、本件原子炉施設においてこれが満たされている限り、本件原子炉施設の安全性は確保されているということができる。したがって、本件原子炉施設において燃料としてプルトニウムを用いているということだけで、本件原子炉施設の安全性が確保されないということはできない。ところで、プルトニウムは、①天然には存在しない人工放射性核種である、②アルファ線放射性核種であり、比放射能（単位質量あたりの放射能）がウラン二三五より高い、③半減期が二万四一〇〇年と長いという特徴を有することは当事者間に争いがない。
しかし、前記（第一、三、１、（二）、（２））のとおり、放射線には、アルファ線、ベータ線、中性子線、ガンマ線、エックス線といった種類があるが、右種別
のほかに人
工放射性核種の放射線と自然放射性核種の放射線とで違いがあるという証拠はない。そして、乙ロ三によれば、放射線の種類の相違による人体に与える影響の相違は、被曝の影響を全ての放射線に共通する尺度で評価するために用いられる線量当量の単位（レム又はシーベルト）を定めるに当たって、吸収線量及び生体の組織による相違とともに考慮されていることが認められる。
また、右のとおり線量当量は吸収線量を考慮に入れた単位であるところ、前記（第一、三、１、（二）、（４））のとおり、吸収線量（単位はラド又はグレイ）とは、照射された放射線が物質に当たった時に、その物質にそのエネルギーが吸収される量であるから、放射線の照射量を決定する要素として半減期の長さも考慮されているということができる。
そうすると、原子炉施設の安全性が確保されているか否かを判断するためには、右線量当量を単位として放射性物質の環境への放出量を評価し、その影響がこれを無視することができる程度まで低いか否かを問題とすれば足り、それ以上に、プルトニウムが人工放射性核種であること、アルファ放射性核種であることや半減期の長さを独立に評価する必要はない。
なお、②の点については、乙ロ一八によれば、プルトニウムの比放射能は、ウラン二三五と比べれば高いが、天然に存在するラジウム、ラドンのそれよりは低いから、プルトニウムだけが特別に危険であるとはいえない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
四　まとめ
以上のとおり、本件安全審査においては、調査審議の結果、本件原子炉施設の平常運転時における安全性について、本件原子炉施設が具体的審査基準に適合し、その基本設計ないし基本的設計方針において、平常運転時における公衆の被曝線量を十分低く抑えることができ、原子炉等による災害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な過誤、欠落があるとは認められない。
第六　本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性
運転時の異常な過渡変化の解析評価に関する本件安全審査乙七ないし一〇、乙一四の一ないし三、乙一六、乙二二、乙二三及び乙イ六並びに弁論の全趣旨によれば、運転時の異常な過渡変化の解析評価についての本件安全審査の内容につき、次のとおりと認められる。
１　意義
運転時の異常な過渡変化の解析評価は、事故防止対策としての安全設計がされていることを前提として、原子炉施設の運転状態において、原子炉施設寿命期間中に予想される機器の単一故障又は誤動作若しくは運転員の単一誤操作などによって、原子炉の通常運転を超えるような外乱が原子炉施設に加えられた状態及びこれらと類似の頻度で発生し、原子炉施設の運転が計画されていない状態に至る事象を想定し、これらの事象が発生した場合における安全保護系、原子炉停止系等の設計の妥当性を確認するために行うものである。
２　本件安全審査の審査方針
本件安全審査においては、運転時の異常な過渡変化として選定された事象が妥当であるか否かを審査した上、「評価の考え方」に基づき、「安全評価審査指針」等を参考として、それぞれの事象について次の項目を具体的な判断基準として取り上げ、申請者の実施した運転時の異常な過渡変化の解析を審査、評価した。（一）　燃料被覆管が、プレナムガスの内圧により破損しないよう、被覆管肉厚中心温度は八三〇℃以下であること。


（二）　冷却材が沸騰しないよう、炉心ナトリウム温度は沸点未満であること。（三）　燃料被覆管が燃料溶融により破損しないよう、燃料温度は融点未満であること。
（四）　原子炉冷却材バウンダリの温度は、六〇〇℃、昀高使用温度（℃）の一・四倍のいずれをも超えないこと。
３　本件許可申請における解析対象
本件許可申請においては、運転時の異常な過渡変化として、次の事象が取り上げられている。
（一）　炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化
①未臨界状態からの制御棒の異常な引き抜き、②出力運転中の制御棒の異常な引
き抜き、③制御棒落下、
（二）炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
①一次冷却材流量減少、②一次冷却材流量増大、③外部電源喪失、④二次冷却材流量減少、⑤二次冷却材流量増大、⑥給水流量喪失、⑦給水流量増大、⑧負荷の喪失（三）　ナトリウムの化学反応蒸気発生器伝熱管小漏えい４　本件許可申請における運転時の異常な過渡変化の解析内容本件安全審査においては、本件許可申請における運転時の異常な過渡変化の解析内容について、次のとおりと確認した。
（一）　炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化
（１）　未臨界状態からの制御棒の異常な引き抜き
（イ）　事象の内容
制御棒駆動機構の誤動作又は運転員の誤操作により未臨界状態から制御棒が連続的に引き抜かれ、中性子束が急速に上昇する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　過渡変化の初期状態として、原子炉は未臨界状態にあるものとする。（ｂ）　初期の原子炉熱出力は定格値の一・一パーセントとし、原子炉核出力は定格値の一〇のマイナス六乗パーセントとする。
（ｃ）　炉心の冷却材流量は定格値の四九パーセント、原子炉容器入口ナトリウムの初期温度は三〇〇℃とする。
（ｄ）　昀大の反応度価値を持つ調整棒一本が昀大速度で引き抜かれるものとし、反応度挿入率は三セント毎秒とする。
（ハ）　解析結果
異常発生後、「出力領域中性子束高（低設定）」の信号により、原子炉は自動停止する。この事象による昀大到達原子炉出力は定格値の約四八パーセント、燃料昀高温度は約五九〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度は約三六〇℃、炉心のナトリウム昀高温度は約三六〇℃にとどまる。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材、ハウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（２）　出力運転中の制御棒の異常な引き抜き
（イ）　事象の内容
原子炉出力制御系の誤動作又は運転員の誤操作などにより、原子炉出力運転状態から制御棒が連続的に引き抜かれ、中性子束が急速に上昇する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　昀大の反応度価値を持つ調整棒一本が昀大速度で引き抜かれるものとし、反応度挿入率は三セント毎秒とする。
（ハ）解析結果
異常発生後、「出力領域中性子束高（高設定）」の信号により、原子炉は自動停止する。この事象による原子炉の昀大出力は定格値の約一一八パーセントであり、燃料昀高温度は約二四五〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度は約七〇〇℃である。また、炉心のナトリウム昀高温度は約六九〇℃にとどまり、被覆管肉厚中心温度及びナトリウム温度については、初期原子炉出力が定格値の九一パーセントの場合が昀も厳しくなるが、それぞれ約七二○℃、約七一〇℃である。したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（３）　制御棒落下
（イ）　事象の
内容価原子炉出力運転中に、制御棒駆動装置の故障又は誤動作によって、制御棒一本が引抜位置から炉心内に落下した場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　調整棒一本の落下による原子炉出力の減少幅が小さく、原子炉が自動停止に至らない場合として、マイナス二○セントの反応度が挿入されるものとする。（ｃ）　制御棒落下による昀大線出力の増加率は一〇パーセントとする。（ｄ）　原子炉出力制御系は自動運転されているものとする。（ハ）　解析結果調整棒が落下し、負の反応度が挿入されるので、原子炉出力及び原子炉容器出口ナトリウム温度を設定値に制御する原子炉出力制御系の動作によって微調整棒が引き抜かれ、初期運転状態の近傍に復帰する。この事象による原子炉の昀大出力は定格値の約一〇四パーセントである。燃料昀高温度は約二五六〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度は約七一〇℃である。また、炉心のナトリウム昀高温度は約六九〇℃となる。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（二）　炉心内の熱発生及び熱除去の異常な変化①一次冷却材流量減少
（イ）　事象の内容
原子炉出力運転中に一次主冷却系循環ポンプ主モータの電源喪失等により、炉心流量が減少する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　定格出力運転中に一次主冷却系循環ポンプ一台の主モータがトリップし、同ポンプはポニーモータによる低速運転に移行するものとする。
（ハ）　解析結果


一次冷却系循環ポンプのトリップが発生すると、そのループの冷却材流量が減少し、「一次主冷却系循環ポンプ回転数低」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は約五四〇℃まで、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四三〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約七一〇℃にとどまり、炉心のナトリウム昀高温度は約七〇〇℃となる。また、燃料温度は初期値よりわずかに上昇するだけである。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材、バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの安全性が問題となることはない。
（２）　一次冷却材流量増大
（イ）　事象の内容
原子炉出力運転中に一次主冷却系流量制御系の故障等によって、炉心流量が異常に増大し、原子炉出力が上昇する場合を想定する。（ロ）　解析条件（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　一次冷却材流量は、同流量制御系の故障により、ループの一次主冷却系循環ポンプの回転数の上限値に対応する流量まで増大するものとする。（ｃ）　原子炉出力制御系は自動運転されているものとする。（ｄ）　制御棒引き抜き阻止による原子炉出力の抑制は無視するものとする。
（ハ）　解析結果
一次冷却材流量の増大により、中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度が異常に上昇し、「中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は、定格運転時に比べてほとんど上昇しない。原子炉容器入口ナトリウム温度は約四三〇℃までの上昇にとどまる。また、燃料昀高温度は約二四八○℃、被覆管肉厚中心昀高温度は約六九〇℃にとどまる。炉心のナトリウム昀高温度は約六八○℃にとどまり、沸点に達しない。したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（３）　外部電源喪失
（イ）　事象の内容
送電系統又は所内電源設備の故障等により、外部電源が喪失し、運転状態が乱される場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　昀も厳しい場合として、所内常用電源の供給がすべて失われるものとする。
（ハ）　解析結果
電源喪失が発生すると、一次、二次主冷却系循環ポンプの駆動力が喪失し、「常用母線電圧低」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は約五四〇℃まで、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四三〇℃までの上昇にとどまる。また、被覆管肉厚中心昀高温度は約七三〇℃、炉心のナトリウム昀高温度は約七二〇℃にとどまる。燃料温度は初期値よりわずかに上昇するだけである。したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（４）　二次冷却材流量減少
（イ）　事象の内容原子炉出力運転中に、二次主冷却系循環ポンプ主モータの電源喪失等により、二次冷却材流量が減少し、原子炉容器入口ナトリウム温度が上昇することを想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　定格出力運転中に二次主冷却系循環ポンプ一台がトリップし、同ポンプはポニーモータによる低速運転に移行するものとする。
（ハ）　解析結果
二次主冷却系循環ポンプのトリップが発生すると、「二次主冷却系循環ポーンプ回転数低」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は定格運転時に比べてほとんど上昇せず、原子炉容器入口ナトリウム温度についても約四三〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約六八○℃であり、炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃である。また、燃料温度は初期値以上に上昇することはない。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（５）　二次冷却材流量増大
（イ）　事象の内容
原子炉出力運転中に、二次主冷却系循環ポンプの可変速流体継手付Ｍ―Ｇセットの故障等により、二次冷却材流量が増大し、原子炉容器入口ナトリウム温度が低下し、原子炉出力が上昇する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　二次冷却材流量は、同流量制御系の故障により一ループの二次主冷却系循環ポンプの回転数の上限値に対応する流量まで増大するものとする。（ｃ）　原子炉出力制御系は自動運転されているものとする。
（ハ）　解析結果
二次冷却材流量の増大により、蒸発器出口ナトリウム温度が異常に上昇し、「蒸発器出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は定格運転時に比べほとんど上昇しない。原子炉容器入口ナトリウム温度は約四四〇℃までの上昇にとどまる。また、燃料昀高温度は約二三六〇℃、被
覆管肉厚中心昀高温度
は約六八○℃にとどまる。炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃にとどまる。したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることもない。
（６）　給水流量喪失
（イ）　事象の内容
主給水ポンプの故障等により、給水流量が喪失し、蒸気発生器での除熱が不足し、原子炉容器入口ナトリウム温度が上昇することを想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。鋤主給水ポンプが二台同時にトリップするものとする。
（ハ）　解析結果


主給水ポンプ二台がトリップすると、蒸気発生器の給水流量が減少し、蒸気発生器での除熱量が減少するため、蒸発器出口ナトリウム温度が上昇し、「蒸発器出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は定格運転時に比べてほとんど上昇しない。原子炉容器入口ナトリウム温度は約四五〇℃までの上昇にとどまる。また、被覆管肉厚中心昀高温度は、約六八○℃にとどまり、炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃までの上昇にとどまる。なお、燃料温度は初期値以上に上昇することはない。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（７）　給水流量増大
（イ）　事象の内容
給水設備の故障等により、給水流量が増大し、原子炉容器入口ナトリウム温度が低下し、原子炉出力が増加する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　給水流量は主給水ポンプ二台の回転数の上限値に対応する流量まで上昇するものとする。この時、蒸発器出口蒸気温度の制御は行われないものとする。また、蒸発器出口蒸気温度の低下による給水遮断は生じないものとする。（ｃ）　原子炉出力制御系は自動運転されているものとする。
（ハ）　解析結果
蒸気発生器の給水流量が定格値の約一三〇パーセントまで増大し、蒸気発生器における熱交換量が増加するため、蒸発器出口ナトリウム温度及び中間熱交換器一次
側出口ナトリウム温度がそれ
ぞれ約：℃、約八℃低下する。この結果、原子炉容器出口ナトリウム温度は一時的に降下するが、原子炉出力制御系の動作により、過渡変化の始まる前の温度近傍に復帰する。原子炉出力は定格値の約一〇八パーセントまで上昇して整定する。原子炉容器入口ナトリウム温度も定格値以上に上昇することはない。また、燃料昀高温度は二四五〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度は約六八○℃、炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃にとどまる。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回っており、燃料の健全性が損なわれることはない。また、原子炉冷却材ハウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（８）　負荷の喪失
（イ）　事象の内容
外部送電系統の故障やタービン制御系統の誤動作あるいはタービンの故障によりタービン負荷が喪失し、給水ポンプがトリップして蒸気発生器の除熱が不足し、原子炉容器入口ナトリウム温度が上昇する場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　負荷が完全に喪失するものとし、このとき主給水ポンプがトリップするものとする。
（ｃ）　一次主冷却系の除熱に対して厳しい条件として、負荷喪失によるタービンのトリップ及び「タービントリップ」信号に基づく原子炉の自動停止は無視する。また、この場合タービンバイパス弁及び主蒸気逃し弁は働かないものとし、過熱器出口安全弁及び蒸発器出口安全弁が作動するものとする。
（ハ）　解析結果
定格値の一〇〇パーセントから○パーセントヘの負荷喪失が発生すると、タービンの余剰蒸気は過熱器出口安全弁及び蒸発器出口安全弁から系外へ放出される。主給水ポンプの停止に伴い蒸気発生器への給水流量が減少し、蒸気発生器の除熱能力が減少するため蒸発器出口ナトリウム温度が上昇し、「蒸発器出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。原子炉容器出口ナトリウム温度は、定格運転時に比べほとんど上昇しない。原子炉容器入口ナトリウム温度は約四五〇℃までの上昇にとどまる。また、被覆管中心温度は約六八○℃、炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃までの上昇にとどまる。なお、燃料温度は初期値以王に上昇することはない。
したがって、燃料、被覆管及び冷却材の温度はいずれも制限値を十分下回ってお
り、燃料の健全性が
損なわれることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は、制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
（三）　ナトリウムの化学反応
（１）　蒸気発生器伝熱管小漏えい
（イ）　事象の内容
蒸気発生器の伝熱管で水の小漏えいが生じ、ナトリウム中への水漏えいにより微小な規模のナトリウム・水反応が生じる場合を想定する。
（ロ）　解析条件
（ａ）　原子炉は定格出力運転状態にあるものとする。（ｂ）　解析対象ループは、水素の輸送遅れ時間を考慮し、二次主冷却系配管長が昀長のループとする。
（ｃ）　水漏えいの位置は水漏えい検出器での遅れ時間を考慮し、蒸発器の管束部上部とする。
（ｄ）　水漏えい率範囲は○・一グラム毎秒以下とする。
（ハ）　解析結果
水漏えい検出設備により、水漏えいを早期に検出し、十分な時間的余裕をもって運転員が水漏えい信号を発し、それに基づいて、水・蒸気側の遮断、内部保有水のブロー等のプラント自動停止操作が行われ、ナトリウム・水反応は停止される。隣接伝熱管の損耗は無視でき、その健全性が損なわれることはない。また、この場合、プラント自動停止操作が行われると、二次主冷却系循環ポンプがトリップされ、「二次主冷却系循環ポンプ回転数低」信号により、原子炉は自動停止し、炉心及び原子炉冷却材バウンダリにとっては、前記（（４））の「二次冷却材流量減少事象」と同様な過渡変化となる。燃料の健全性並びに原子炉冷却材バウンダリの健全性が問題となることはない。
５　本件安全審査における評価
（一）　事象選定の妥当性
運転時の異常な過渡変化として取り上げられている事象については、「評価の考え方」に基づき、「安全評価審査指針」等を参考として、事象選定解析の結果をも考慮して炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化、炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化、ナトリウムの化学反応それぞれに対して、過渡変化の結果が厳しくなる事象が選定されており、事象の選定は妥当であると判断した。
（二）　解析方法の妥当性


（１）　事象の解析に当たって考慮する範囲については、サイクル期間中の炉心燃焼度変化や燃料交換等による長期的な変動及び運転中予想される異なった運転モードが考慮されており、計測制御系、安全保護系等の作動状況及び運転員の操作の態様が考慮されている。解析に使用されているモデル及びパラメータについては、それぞれの事象に応じて評価の結果が厳しくなるように選定されており、また、パラメータに不確定因子が考えられる場合には、安全余裕が見込まれている。（２）　解析に当たっては、作動を要求される安全系の機能別に結果を昀も厳しくする単一故障が仮定されており、事象の影響を緩和するのに必要な運転員の手動操作のための時間的余裕は適切に見込まれている。また、各事象の解析に使用されている計算コードは、実験結果等との比較によりその使用の妥当性が確認されている。したがって、解析に用いられている条件及び手法は妥当であると判断した。
（三）　解析結果の妥当性
いずれの事象の解析結果においても、被覆管肉厚中心温度炉心ナトリウム温度、燃料、原子炉冷却材バウンダリの温度はいずれも制限値を十分下回っていると判断した。
（四）　結論
以上から、本件安全審査においては、本件原子炉施設は、自己制御性と安全保護機能の動作があいまって、運転中に起こる異常な過渡変化を安定に収束し、燃料及び原子炉冷却材バウンダリの健全性を保持できる設計であると判断した。
二　各種事故解析に関する本件安全審査
乙七ないし一〇、乙一四の一ないし三、乙一六、乙二二、乙二三及び乙イ六並びに弁論の全趣旨によれば、各種事故解析についての本件安全審査の内容につき、次のとおりと認められる。
１　意義
各種事故の解析評価は、事故防止対策としての安全設計がされていることを前提として、発生頻度は極めて小さいが、万一発生した場合には、原子炉施設からの放射能の放出の可能性がある事象を選定し、これらの事象の発生及び拡大を防止するために、各種の対策が取られていることを確認した上で、万一これが発生した場合にも、その拡大を防止し、周辺への放射能の異常な放出を抑止するための十分な安全防護対策がされているといえるか否か、安全防護機能の設計の妥当性を確認するために行うものである。
２　本件安全審査の審査方針
本件安全審査においては、事故として選定された事象が妥当であるか否かを審査した上、それぞれの事象について、事故の発生及び拡大を防止するための対策が取られていることを確認し、また、「評価の考え方」に基づき、「安全評価審査指針」を参考にして、次の項目を具体的な判断基準として取り上げ、事故の解析を審査、評価した。
（一）　炉心は大きな損傷に至ることなく、かつ、十分な冷却が可能であること。（二）　原子炉冷却材バウンダリの温度は、六五〇℃、昀高使用温度（℃）の一・六倍のいずれをも超えないこと。
（三）　格納容器バウンダリの温度及び圧力は昀高使用温度（一五〇℃）及び昀高使用圧力（○．五キログラム毎平方センチメートルＧ）以下であること。（四）　周辺の公衆に対し著しい放射線被曝のリスクを与えないこと。
３　本件許可申請における解析対象
（一）　炉心内の反応度の増大に至る事故
①制御棒急速引抜事故、②燃料スランピング事故、③気泡通過事故
（二）　炉心冷却能力の低下に至る事故
①冷却材流路閉塞事故、②一次主冷却系循環ポンプ軸固着事故、③二次主冷却系循環ポンプ軸固着事故、④主給水ポンプ軸固着事故、⑤一次冷却材漏えい事故、⑥二次冷却材漏えい事故、⑦主蒸気管破断事故、⑧主給水管破断事故
（三）　燃料取扱いに伴う事故
①燃料取替取扱事故
（四）　廃棄物処理設備に関する事故
①気体廃棄物処理系破損事故
（五）　ナトリウムの化学反応
①ダンプタンクからのナトリウム漏えい事故、②オーバフロー系からのナトリウム漏えい事故、③コールドトラップからのナトリウム漏えい事故、④蒸気発生器伝
熱管破損事故
（六）　原子炉カバーガス系に関する事故
①一次アルゴンガス漏えい事故
４　本件許可申請における各種事故の解析内容
（一）　炉心内の反応度の増大に至る事故
（１）　制御棒急速引抜事故
（イ）　事故の内容原子炉の起動時又は出力運転中に、何らかの原因で、調整棒一本が技術的に考え得る昀大度で連続的に引き抜かれることにより、異常な反応度が挿入され、原子炉出力及び炉心各部の温度が上昇する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　制御棒駆動機構は、駆動モータの回転数に対応する引抜速度以上の急速な引き抜きは、制御回路及び駆動モータ単体の容量の限界により起こらないようにする。
（ろ）　制御棒は同時に一本しか引き抜けず、かつ、急速に引き抜くことができないように制限する設計とする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　未臨界状態からの制御捧急速引抜事故
（い）　解析条件
①　事故発生時の初期状態として、原子炉は未臨界状態にあるものとする。
②　初期の原子炉熱出力は、定格値の
一・一パーセント、原子炉核出力は定㎜格値の一〇のマイナス六乗パーセントとする。
③　炉心の冷却材流量は定格値の四九パーセント、原子炉容器入口のナトリウムの初期温度は三〇〇℃とする。
④　制御棒急速引抜事故による反応度挿入率は、調整棒駆動モータの物理的に考え得る昀大速度に対応する反応度に余裕を見込んで七セント毎秒とする。
（ろ）解析結果
事故発生後、「出力領域中性子東高（低設定）」の信号により、原子炉は自動停止する。この場合の昀大出力は定格値の約八二パーセント、燃料昀高温度は約六九〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度及びナトリウム昀高温度は共に約三八○℃までの上昇にとどまる。
したがって、燃料及び被覆管の各温度は過度に上昇することはなく、炉心冷却能力が失われることはない。
（ｂ）出力運転中の制御棒急速引抜事故の解析
（い）　解析条件


①　原子炉出力は定格出力の一〇二パーセントとする。②　制御棒急速引き抜きによる反応度挿入率は、調整棒駆動モータの物理的に考え得る昀大速度に対応する反応度に余裕を見込んで、七セント毎秒とする。
（ろ）　解析結果
事故発生後、「出力領域中性子束高（高設定）」の信号により、原子炉は自動停止する。この場合の昀大出力は定格値の約一二一パーセント、燃料昀高温度は約二四二〇℃、被覆管肉厚中心昀高温度は約七〇〇℃、ナトリウム昀高温度は約六八○℃までの上昇にとどまる。なお、被覆管肉厚中心温度及びナトリウム温度については、初期原子炉出力が定格値の約八六パーセントの場合が昀も厳しくなり、それぞれ約七二〇℃、約七一〇℃となる。
したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（２）　燃料スランピング事故
（イ）　事故の内容原子炉出力運転中に、何らかの熱的あるいは機械的原因で燃料ペレットが燃料被覆管内で下方に密に詰まる事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　燃料製作時には、燃料焼結、成形に十分に注意を払う。また、燃料体の製造及び検査を厳格に行う。
（ろ）　被覆管を高精度で製作し、燃料ペレットとの間には必要以上に間隙が生じないようにする。
（は）　燃料集合体の運搬及び取扱時には十分な注意を払い、燃料集合体に損傷が加わらないようにする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　保護動作の設定値に達しない程度の軽微な原子炉出力の上昇に備えて、原子炉容器出口ナトリウム温度を一定に制御する原子炉出力制御系の動作やセットバック動作により、原子炉出力が異常に上昇することを防止する設計とする。（ろ）　運転状態の監視及び炉心の異常監視を行うために、炉心燃料集合体の出口に温度計等を設置し、異常が発生すれば中央制御室に警報が発せられ、運転員の注意を喚起する。
（は）　原子炉出力が異常に上昇した場合、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①　原子炉出力は定格出力の一〇二パーセントとする。②　スランピング現象は、昀大の反応度価値をもつ一体の燃料集合体内の全燃料要素で同時に発生するものとする。
③　スランピングにより、燃料は理論密度の一〇〇パーセントになって炉心下部に落下するものとする。上部軸方向ブランケットは、昀初の位置にそのまま残るものとする。
④　スランピングによる反応度挿入はステップ状とする。
（ｂ）　解析結果
事故発生後、「原子炉容器出口ナトリウム温度高」信号により、原子炉は自動停止する。燃料集合体のスランピングによる挿入反応度の昀大値は約一七セントであり、この場合、原子炉の昀大出力は定格値の約一一五パーセントにとどまり、燃料昀高温度は約二五八○℃であり、融点に達しない。被覆管肉厚中心昀高温度は約七二〇℃、ナトリウム昀高温度は約七一〇℃にとどまり、沸点に達しない。したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（３）　気泡通過事故
（イ）　事故の内容
何らかの原因により、原子炉容器内の一次冷却材中に気泡が混入し、燃料集合体下部のエントランスノズルを通して、気泡が冷却材と共に炉心内を通過する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　原子炉容器出口ノズルは液面下約五メートルに設置し、また、原子炉容器上部プレナム中にディッププレートを設置することにより、液面の波立ちを生じにくくし、カバーガスを巻き込むことがないようにする。（ろ）　一次冷却材充てんの際、一次主冷却系配管、弁及び中間熱交換器に設けられたガス抜きラインによりガス抜きを行いうる設計とし、残存ガスの混入を防止する。また、炉内構造物等には、ガス抜き穴を設け、下部プレナムでのガスの滞留を防止する。
（は）　原子炉容器入口ノズルから原子炉容器下部プレナムへ流入したナトリウムは、高圧プレナム又は低圧プレナムを経て燃料集合体その他の炉心構成要素へと至るが、その間に下部プレナム中での旋回流の効果並びにフローホール、プレナム、連結管、燃料集合体エントランスノズル等に設けたオリフィス孔などを通過するため、仮に大きな気泡が炉容器入口ノズルから混入したとしても、燃料集合体等に至るまでには微細な気泡に分断されて炉心部が気泡で覆われることのない設計とする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。
（イ）事故解祈
（ａ）解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　気泡の大きさは、昀大量として、高圧プレナム内の連結管の形状から二〇リットルとし、これが一斉に全炉心を通過するものとする。③　気泡によって覆われた燃料要素と気泡との熱伝達に関しては、燃料要素の温度が高くなるように断熱とする。
（ｂ）　解析結果
事故発生後、「出力領域中性子束高（高設定）」の信号により原子炉は自動停止する。原子炉の昀大出力は定格値の約一六三パーセントに達するが、燃料昀高温度は初期温度よりわずかに上昇するだけであり、融点を十分下回る。被覆管肉厚中心昀高温度は約六八○℃、ナトリウム昀高温度は約六七〇℃であり、沸点には達しない。
したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。③炉心冷却能力の低下に至る事故
（１）　冷却材流路閉塞事故
（イ）　事故の内容


原子炉出力運転中に、炉心の冷却材中の不純物が蓄積したり、炉心に異物が詰まったりして局部的に冷却材の流路が閉塞し、燃料要素が過熱される事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　燃料要素の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。（ろ）　一次冷却材の純度は、適切な管理の下に、十分な純度を維持する。（は）　炉心燃料集合体は、冷却材の流入口において各方向に多数の穴を開け、各方向の穴が同時に塞がることがないようにする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　運転状態の監視及び炉心の異常監視のために炉心燃料集合体の出口に温度計等を設置し、異常が発生すれば中央制御室に警報が発せられ、運転員の注意を喚起する。
（ろ）燃料被覆管が破損した場合には、燃料要素より放出される核分裂生成物を破損燃料検出装置で検出する。
（ハ）事故解析
（ａ）解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　燃料集合体内の一サブチャンネルが瞬時に完全閉塞された場合を想定する。③　閉塞物質の物性値は構造材の値を使用する。
④　閉塞の軸方向位置は炉心部上端とする。
⑤　冷却材の流れによる軸方向の熱移行は考慮しないものとする。⑥　核分裂生成ガスのジェット衝突領域での被覆管外表面熱伝達係数は実験データに基づき１Ｗ／ｃｍ２℃とする。
（ｂ）　解析結果
閉塞された流路に接する燃料要素の被覆管肉厚中心昀高温度は約七三〇℃であり、また、仮にある燃料要素が破損して、隣接燃料要素に核分裂生成ガスがジェット衝突した場合を想定しても、被覆管肉厚中心昀高温度は約七六〇℃であって、被覆管破損の制限値以下である。そして、核分裂生成ガス放出の継続時間は高々数分間程度であり、その後は被覆管温度は初期の温度に復帰する。したがって、燃料集合体内の一サブチャンネルが閉塞された場合においても、被覆管の温度は過度に上昇することはなく、仮にある燃料要素が破損し核分裂生成ガスが放出することを想定した場合においても、隣接燃料要素の健全性が損なわれることはない。
（２）　一次主冷却系循環ポンプ軸固着事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、一台の一次主冷却系循環ポンプの回転軸が何らかの原因で瞬時に固着することにより、一次冷却材流量が急減し、炉心冷却能力が低下する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　二次主冷却系循環ポンプの材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。
（ろ）　一次主冷却系循環ポンプ及びモータの故障を検出して警報を出して運転員の注意を喚起すると共に、異常が継続した場合には自動的にポンプを停止する設計とする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。また、事故ループの一次主冷却系での逆流を防止するため、原子炉容器入口に近い配管部に逆止弁を設ける。
（ハ）事故解析
（ａ）解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　事故を想定するループの一次主冷却系循環ポンプは、昀も厳しい場合を仮定して瞬時に回転を停止するものとする。
（ｂ）　解析結果事故が発生すると、そのループの流量は急速に減少し、「一次主冷却系循環ポンプ回転数低の信号により、原子炉は自動停止する。原子炉トリップ信号により、健全な一次、二次主冷却系循環ポンプもトリップされ、炉心流量が減少し、原子炉出力も低下する。健全なループの一次、二次主冷却系循環ポンプの回転数がコーストダウンし、所定の値になった時点で、健全な二つのループの一次、二次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引き継がれ、炉心流量は定格値の約五パーセントが確保される。原子炉容器出口ナトリウム温度は、事故発生直後一時的に約五四〇℃まで上昇するが、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四四〇℃までの上昇にとどまる。燃料昀高温度は初期温度よりわずかに上昇するだけであり、融点を十分下回る。被覆管肉厚中心昀高温度は約八○○℃であり、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約七九〇℃であり、沸点に達しない。
したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（３）　二次主冷却系循環ポンプ軸固着事故
（イ）　事故の内容原子炉出力運転中に、何らかの原因で一台の二次主冷却系循環ポンプの回転軸が瞬時に固着することにより、二次冷却材流量が急減し、中間熱交換器での除熱能力が低下する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　二次主冷却系循環ポンプの材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。
（ろ）　二次主冷却系循環ポンプ及びモータの故障を検出して警報を出し、運転員の注意を喚起すると共に、異常が継続した場合には自動的にポンプを停止する設計とする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　事故を想定するループの二次主冷却系循環ポンプは、昀も厳しい場合を仮定して瞬時に回転を停止するものとする。


（ｂ）　解析結果事故が発生すると、そのループの流量は急速に減少し、「二次主冷却系循環ポンプ回転数低」の信号により原子炉は自動停止する。原子炉トリップ信号により健全な一次、二次主冷却系循環ポンプもトリップされ、炉心流量の減少及び原子炉出力の低下が生じる。健全なループの一次、二次主冷却系循環ポンプの回転数がコーストダウンし、所定の値になった時点で一次、二次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引き継がれ、炉心流量は定格値の約四パーセントが確保される。
原子炉容器出口ナトリウム温度は初期値よりほとんど上昇せず、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四五〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約七三〇℃であり、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約七三〇℃であり、沸点に達しない。また、燃料温度は初期値から上昇することはない。
したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（４）　主給水ポンプ軸固著事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、何らかの原因で一台の主給水ポンプの回転軸が瞬時に固着することにより、給水流量が急減し、蒸気発生器での除熱能力が低下する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　主給水ポンプの材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。（ろ）　主給水ポンプの故障を検出して警報を出し、運転員の注意を喚起すると共に、異常が継続した場合には自動的にポンプを停止する設計とする。（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　軸固着が生じた主給水ポンプは、昀も厳しい場合を仮定して瞬時に回転を停止するものとする。
（ｂ）　解析結果
事故が発生すると、各ループの蒸気発生器給水流量が減少し、これに伴い、蒸発器及び過熱器での除熱量が減少するので、蒸発器出口ナトリウム温度が上昇し、「蒸発器出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。そして、原子炉トリップ信号により、一次、二次主冷却系循環ポンプがトリップする。一次、二次主冷却系循環ポンプの回転数がコーストダウンし、所定の値になった時点で、一次、二次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引き継がれ、炉心流量は定格値の約七パーセントが確保される。この事故において、原子炉容器出口ナトリウム温度は初期値よりほとんど上昇せず、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四四〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約六八○℃であり、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃であり、沸点に達しない。また、燃料温度は初期値よりほとんど上昇することはない。
したがって、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（５）　一次冷却材漏えい事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、何らかの原因で原子炉冷却材バウンダリの配管が破損し、一次冷却材が漏えいする事故を想定する。配管破損の形態としては、一次主冷却系配管における割れ状の漏えい口又は一次主冷却系配管に接続するドレン系統等の小
口径配管におけ
る昀大規模の漏えい口を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　一次主冷却系の配管、機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。
（ろ）　一次主冷却系の配管、機器には、高温強度とナトリウム環境効果に対する適合性が良好なステンレス鋼を使用する。
（は）　一次主冷却系の配管は、エルボを用いて引き回し、十分な撓性を備えたものとする。
（に）　冷却材温度変化による熱応力等を制限すると共に、このような応力を考慮した設計とする。
（ほ）　一次主冷却系の配管、機器は、設計地震力に十分耐えるように設計される。
（へ）　一次冷却材の純度管理により腐食を防止する。（と）　一次主冷却系の配管、機器は、内部の冷却材流速が適切で、過大な圧力損失や浸食のおそれのない設計とする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るだめ、次の対策が講じられる。
（い）　原子炉冷却材バウンダリを構成する配管、機器には、ナトリウム漏えい検出器を設置する。
（ろ）　ナトリウム漏えい量に対応し、「原子炉容器ナトリウム液位低」信号、「ガードベッセル内漏えいナトリウム液位高」信号、「原子炉格納容器床下雰囲気温度高」信号のいずれかによって原子炉を自動停止するようにする。（は）　一次主冷却系の循環に支障を来すことなく安全に炉心の冷却が行えるように、原子炉容器出口ノズルの上端より上方に適切な余裕をもって、昀低限保持されなければならない液位（エマージェンシ・レベル）を規定し、この液位以上に原子炉容器内ナトリウム液位が保持される設計とする。


（に）　漏えいしたナトリウムの熱的影響を緩和するため、①原子炉容器室及び一次主冷却系室内は低酸素濃度の窒素雰囲気に保ち、ナトリウムが漏えいした場合の燃焼反応を抑制する、②漏えいしたナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するために、床面等に鋼製のライナあるいは貯留槽を設置する、③内部コンクリートの長期にわたる温度上昇を抑制するために、コンクリート冷却設備を設置する、④原子炉容器室において、ガードベッセル外の配管部から漏えいしたナトリウムは、配管周りに設置した覆いにより、ガードベッセル内に導き、更に、ガードベッセルからの溢流分がある場合には、溢流管により貯留槽に収納し、長期的に保持する対策を行う、⑤一次主冷却系室において、ガードベッセル外の配管部から漏えいしたナトリウムは、中間床の開口部を介して下部室の床ライナ上に貯留して長期的に保持する、などの対策を行うことにする。
（ほ）　万一、原子炉格納容器雰囲気中へ放射性物質が漏えいした場合においても、原子炉格納容器により閉じ込められ、わずかにアエユラス部へ漏えいした放射性物質は、同部を常時負圧に維持することにより直接大気中へ漏えいすることのないようにする。
（ハ）　事故解析
（ａ）　炉心冷却能力の解析
（い）　解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　配管の破損位置は、破損口の内側圧力が昀も高く、昀大の流出速度を与える原子炉容器入口ノズル付近とする。
③　破損口の大きさは割れ状の漏えい口として十分大きな二二平方センチメートルとする。
④　外部電源は使用できないものとする。
⑤　単一故障として、一系統において、ポニーモータによるポンプ低速運転への引き継ぎは行われないこと、二台ある汲み上げポンプのうちの一台が機能しないことを仮定する。
（ろ）　解析結果
事故直後のナトリウムの流出流量は約八〇キログラム毎秒と、炉心での通常運転時流量約四二七〇キログラム毎秒に比較してわずかであり、炉心冷却に対する影響は小さい。
ナトリウムの流出に伴って原子炉容器のナトリウム液位が低下し、事故発生約一九〇秒後に、「原子炉容器ナトリウム液位低」信号により、原子炉は自動停止し、原子炉トリップ信号により一次及び二次主冷却系循環ポンプはトリップする。ナトリウムの流出流量は循環ポンプがトリップしてコーストダウンするに従って減少し、ポンプが低速運転に移行した時点で約三四キログラム毎秒である。炉心流量はポンプのコーストダウンに従って減少し、事故後約二三〇秒で定格流量の約六パーセントに落ち着く。事故後二三〇秒の時点では、炉心の崩壊熱は原子炉定格出力の約四パーセントであるので、炉心の冷却は十分に行われ、また、原子炉冷却材バウンダリの温度は過度に上昇することはない。被覆管肉厚中心昀高温度は約七四〇℃であり、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約七三〇℃であり、沸点に達しない。また、燃料昀高温度は初期値よりほとんど上昇することはない。
したが
って、燃料、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉容器のナトリウム液位は、ガードベッセル又は配管の高所引き回しによってエマージェンシ・レベル以上に維持され、冷却材の循環に支障を来すことはない。
（ｂ）　漏えいナトリウムによる熱的影響の解析
（い）　解析条件
①　原子炉出力運転中に、ナトリウムが二二平方センチメートルの破損口から漏えいして部屋の床ライナ上に溜まるものとし、ナトリウムの流出過程を考慮する。②　破損位置はホットレグ（中間熱交換器入口）配管とするが、ナトリウム漏えい量については、ナトリウム液位が整定するまでの漏えいが昀大となる位置を想定し、更にオーバフロレ系によるナトリウム汲み上げの影響も考慮して二一〇立方メートルとする。漏えいナトリウムの温度は一次主冷却系ホットレグ温度に余裕をみて五三一℃とする。
③　室内の初期酸素濃度は３ｖ／ｏとする
④　室内は内外圧差１００ｍｍａｑに対して１００％／ｄ　の通気率があるものとする。また、外部は空気雰囲気とする。
⑤　漏えいナトリウムと酸素との反応式２Ｎａ＋１／２Ｏ２Ｎａ２Ｏ＋１０４ｃａ
ｌ／ｍｏｌとする
（ろ）　解析結果
漏えいナトリウムが落下する中間床鋼板及び貯留される床ライナの昀高温度はいずれも約四一〇℃であり、設計温度五三〇℃以下にとどまる。建物コンクリートの昀高温度は約一二〇℃であり、事故発生三〇日後には六四℃以下に低下し、コンクリートの健全性を損なうことはない。原子炉格納容器の内圧上昇は約〇・〇二八キログラム毎平方センチメートルであり、昀高使用圧力〇・五キログラム毎平方センチメートルＧを十分下回り、温度上昇もわずかである。なお、この場合のナトリウム燃焼量は約二・七トンである。
したがって、原子炉格納容器の健全性が問題となることはない。（ｃ）　核分裂
生成物の放出量及び被曝線量の評
（い）　解析条件
①事故発生直前まで、原子炉は定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　通常運転時に一パーセントの燃料欠陥率を想定する。③　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出される核分裂生成物の量は、希ガスは漏えいナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量、よう素は燃焼ナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量とする。
漏えいナトリウム量は二一〇立方メートル、燃焼ナトリウム量は二・七トンとする。④　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたよう素のうち、九五パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り五パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。
⑤　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。
⑥　漏えいナトリウムを貯留する部屋から原子炉格納容器床上への漏えい率は１００％／ｄ（１００ｍｍａｑ時）として事故時圧力により換算するが、昀低漏えい率は１００％／ｄとする。
⑦　原子炉格納容器床上へ漏えいしたエアロゾル状よう素プレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑧　原子炉格納容器からの漏えい率は、この事故時の原子炉格納容器圧力に対応する漏えい率を下回らない値とする。


⑨　原子炉格納容器からの漏えいは、九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑩　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセントとする。
⑪　よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果は考慮しないものとする。
⑫　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑬　事故の評価期間は原子炉格納容器内圧が原子炉格納容器からの漏えいが無視できる程度に低下するまでの期間として、三〇日間とする。⑭　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑮　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については「気象指針に従って評価するものとする。
（ろ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約〇・〇三一キュリー（よう素一三一等価量、以下同じ。）、希ガス約六八キュリー（ガンマ線エネルギー〇・五ＭｅＶ換算値、以下同じ。）である。この大気中に放出された核分裂生成物の放射性雲による被曝線量及び原子炉格納容器内に浮遊する放射能による直接線量及びスカイシャイン線量を計算した結果、本件敷地境界外で昀大となる場所において小児甲状腺約〇・〇〇〇二四レム、全身約〇・〇〇四一レムである。
（６）　二次冷却材漏えい事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、何らかの原因で二次主冷却系配管が破損し、二次冷却材が漏えいする事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　二次主冷却系の配管、機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。
（ろ）　二次主冷却系の配管、機器には、高温強度とナトリウム環境効果に対する適合性が良好なステンレス鋼を使用する。
（は）　二次主冷却系の配管は、エルボを用いて引き回し、十分な撓性を備えたものとする。
（に）　冷却材温度変化による熱応力等による応力を制限すると共に、このような応力を考慮した設計とする。
（ほ）　二次主冷却系の配管、機器は、設計地震力に十分耐えられる設計とする。（へ）　二次冷却材の純度管理により腐食を防止する。（と）二次主冷却系の配管、機器は、内部の冷却材流速が適切で過大な圧力損失や浸食のおそれのない設計とする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　二次主冷却系の機器、配管を収納する部屋には、ナトリウムの漏えい検出器及び火災検知器を設置する。
（ろ）　ナトリウム漏えいに伴って、中間熱交換器での除熱能力が低下する場合には、「中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止するようにする。
（は）　漏えいしたナトリウムとコンクリートが直接接触することを防止するために、床面に鋼製のライナを設置し、漏えいしたナトリウムは、貯留タンク内へ導くか、ダンプタンク、オーバフロータンク、貯留タンクを設置している部屋の底部へ導き貯留する設計とする。これらの部屋には燃焼抑制板を設置し、漏えいしたナトリウムの燃焼による影響を抑制する。
（に）　火災検知器の信号で空調ダクトを全閉とし、また、火災検知器、ナトリウム漏えい検出器等によって漏えいが確認された場合には手動でオーバフロータンクからの汲み上げを停止する等、熱的影響の拡大を防止できるようにする。（ほ）　各室への出入口近傍には、ナトリウム用消火設備を設置し、また、防護服、防護マスク及び携帯用空気ボンベ等の消火支援器具を配置する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　炉心冷却能力の解析
（い
）　解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　二次主冷却系循環ポンプと中間熱交換器入口の間で配管破損が生じるものと考え、中間熱交換器二次側での除熱能力が瞬時に完全喪失するものとする。
（ろ）　解析結果
中間熱交換器での二次側流量が喪失することにより、そのループの中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度が上昇し、「中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度高」の信号により原子炉は自動停止し、これに伴い、原子炉出力は急速に低下する。原子炉トリップ信号により、一次、二次主冷却系循環ポンプはトリップされ、冷却材流量はコーストダウンする。ポンプの回転数が所定の値になった時点で、一次、二次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引き継がれ、炉心流量は定格値の約四パーセントが確保される。原子炉容器出口のナトリウム温度は初期温度よりほとんど上昇しない。また、中間熱交換器一次側出口のナトリウム温度は、約五三〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約七七〇℃であり、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約七七〇℃であり、沸点に達しない。燃料昀高温度は初期値よりほとんど上昇することはない。
したがって、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（ｂ）　漏えいナトリウムによる熱的影響の解析
（い）　解析条件
①　原子炉出力運転中に、室内空間容積が昀大の二次主冷却系配管室又は昀小の過熱器室でナトリウムが漏えいするものとする。漏えいナトリウムは室内雰囲気と反応して燃焼するものとし、流出過程を考慮する。
②　破損口の大きさは割れ状の漏えい口として十分大きな一五平方センチメートルとする。漏えいナトリウムの温度は五〇七℃とする。③　室内の初期酸素濃度は２１ｖ／ｏとする。
（ろ）　解析結果
二次主冷却系配管及び過熱器室の床ライナの昀高温度は、約四一〇℃及び約四五〇℃であり、いずれも設計温度五〇〇℃を下回る。建物コンクリートの温度は昀高約一二〇℃であり、コンクリートの健全性が損なわれることはない。また、ナトリウムの燃焼に伴う雰囲気圧力の上昇は、それぞれ約〇・二六キログラム毎平方セン
チメートル及


び約〇・一一キログラム毎平方センチメートルであり、いずれも建物耐圧値の〇・六キログラム毎平方センチメートルＧを下回る。
したがって、漏えいナトリウムの熱的影響により建物の健全性が問題となることはない（なお、昭和六〇年二日一八日付け原子炉設置変更許可申請に際して、床ライナの昀高温度は五三〇度に変更された。）。
（７）　主蒸気管破断事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に何らかの原因で蒸気発生器とタービンの間の主蒸気管が破断し、蒸気の流出から水・蒸気系の運転が行えなくなり、蒸気発生器での除熱能力が低下する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　主蒸気管の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。（ろ）　主蒸気圧力が異常に高くなることを防止するため、タービンバイパス弁、主蒸気逃し弁、過熱器出口安全弁及び蒸発器出口安全弁を設ける。（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　主蒸気の流出量が昀大となるように、三ループの主蒸気管の結合点とタービンの間で主蒸気管の完全破断が生じるとする。
（ｂ）　解析結果
主蒸気管の破断により、タービン駆動の主給水ポンプの蒸気源が喪失し、蒸気流量は事故発生直後一時的に増大した後減少する。この結果、蒸発器出口ナトリウム温度は一時的に低下した後上昇し、「蒸発器出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。また、原子炉トリップ信号により、一次主冷却系循環ポンプはトリップされ、コーストダウンにより各流量が低下した後、一次、二次主冷却系循環ポンプの回転数が所定の値になった時点で、一次、二次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引き継がれ、炉心流量は定格値の約七パーセントが確保される。
原子炉容器出口ナトリウム温度は初期値よりほとんど上昇せず、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四六〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約六八〇℃であり、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃であり、沸点に達しない。また
、燃料昀高温度は初期値より上昇することはない。
したがって、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（８）　主給水管破断事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に何らかの原因で主給水ポンプと蒸気発生器の間の主給水管が破断し、蒸気発生器への給水量の減少から水・蒸気系の運転が行えなくなり、蒸気発生器での除熱能力が低下する事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために、主給水管の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行い、破断の可能性を少なくする対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。（ｂ）　万一事故が発生した場合も、原子炉自動停止により終結する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　給水の流出量が昀大となるように、主給水ポンプと三ループの蒸気発生器給水管分岐点の間で完全破断が生じるとする。
③　蒸気発生器の水、蒸気側の除熱量が瞬時に零になるものとする。（ｂ）　解析
結果
主給水管の破断により、蒸発器出口ナトリウム温度が上昇し、その結果、「蒸発器出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。また、原子炉トリップ信号により、一次、二次主冷却系循環ポンプはトリップされ、コーストダウンにより各流量が低下した後、一次、二次主冷却系循環ポンプの回転数が所定の値になった時点で、一次、二次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引き継がれ、炉心流量は定格値の約七パーセントが確保される。原子炉容器出口ナトリウム温度は初期値よりほとんど上昇せず、原子炉容器入口ナトリウム温度は約四六〇℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約六八〇℃であり、被覆管破損の制限値以下である。炉心のナトリウム昀高温度は約六七〇℃であり、沸点に達しない。また、燃料昀高温度は初期値より上昇することはない。
したがって、被覆管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力が失われることはない。また、原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（三）　燃料取扱いに伴う事故
（１）　燃料取替取扱事故
（イ）　事故の内容
燃料取替作業中に、燃料出入設備において取扱中の燃料移送ポットが何らかの原因により破損し、燃料移送ポット中のナトリウムが全て喪失して、燃料被覆管の破損を生じる事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生別の可能性は極めて低い。
（い）　燃料取扱設備のうち、安全上重要な機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行い、破損や漏えいの起こる可能性を少なくする。（ろ）　燃料吊上機構は、駆動源の喪失に対し現状維持の設計とする。（は）　燃料をつかんでいる間グリッパが閉じないよう機械的インターロック装置を設ける。
（に）　燃料吊上機構は、故障が生じないよう設計上考慮し、操作開始前に十分な試験、検査を行う。
（ほ）　燃料出入設備による燃料取替作業中、使用済燃料はナトリウムの入った燃料移送ポットに収容し、燃料移送ポットは気密性の高い燃料出入設備本体に収容し、かつ、燃料出入設備本体には外部から冷却できる間接冷却装置を設け、取扱中の燃料の温度が過度に上昇することのない設計とする。（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。


（い）　燃料出入設備による燃料取替作業中に燃料が破損し、ガス状の核分裂生成物が放出された場合に、燃料出入設備がこの漏えいを抑制する設計とする。（ろ）　燃料出入設備通路ヘガス状の核分裂生成物が漏えいした場合においても、燃料出入設備通路の雰囲気ガスは、燃料取扱設備室換気装置によって常時排気筒へ導く設計とし、また「燃料出入設備気相部放射能高」信号により、換気装置の排気フィルタユニット及び排気ファンを非常用に切り替え、フィルタにより浄化した後排気筒へ導き、大気中へ放出される核分裂生成物の量を抑制する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①　事故はサイクル末期の昀大出力燃料集合体の移送時に生じたとする。②　事故は原子炉停止の一〇日後に生じたとし、原子炉停止後の放射能の減衰は考えるものとする。
③　燃料被覆管の全てが破損し、燃料要素ガスプレナム中の核分裂生成物が燃料出入設備内に放出されるものとする。④　燃料出入設備内の気相部より建物への漏えい率は、０・１％／ｄとする。⑤　「燃料出入設備気相部放射能高」の信号により、換気装置の排気フィルタユニット及び排気ファンは非常用に切り替えられるものとする。⑥　燃料取扱設備換気装置のフィルタのよう素除去効率は九五パーセントとする。⑦　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑧　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ｂ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約二二キュリー、希ガス約六八キュリーであり、この大気放出に伴う被曝線量は、本件敷地境界外で昀大となる場所において、小児甲状腺約〇・一七レム、全身約〇・〇〇〇〇六一レムである。
（四）　廃棄物処理設備に関する事故
（１）　気体廃棄物処理設備破損事故
（イ）　事故の内容
何らかの原因で気体廃棄物処理設備の一部が破損し、その系に保持されていた核分裂生成物が系統外に放出される事故を想定する。（ロ）　事故発生及び拡大の防
止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　気体廃棄物処理設備の配管及び機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理、工程管理を十分に行い、破損や漏えいの起こる可能性を少なくする。（ろ）　廃ガス貯槽のガス圧が貯槽の昀高使用圧力を下回るように、廃ガス圧縮機の吐出圧力を決め、破損の可能性を少なくする。
（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　廃ガス受入弁及び廃ガス貯槽出口弁を設け、放射性ガスの放出を抑制する。
（ろ）　気体廃棄物処理設備から原子炉補助建物内に核分裂生成物が放出されたとしても、換気設備によって、常時排気筒に導く。
（は）　排気筒には、放射性ガスの監視装置を設け、周辺環境に対する昀終の監視を行う。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
（い）　事故発生の直前まで、原子炉は定格出力の一〇二パーセントで長時間運転されていたものとする。
（ろ）　通常運転時に一パーセントの燃料欠陥率を想定する。（は）　廃ガス貯槽へは、廃ガス貯槽の貯留容量に見合う昀大量の希ガスが流入し
たもの
と仮定し、その時点で、希ガス貯槽にたくわえられていた全ての核分裂生成物が瞬時に原子炉補助建物内へ放出されるものとする。
（に）　原子炉補助建物内へ放出された核分裂生成物は、瞬時に大気へ放散されるものとする。
（へ）　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ｂ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約〇・一九キュリー、希ガス約九七〇キュリーであり、この大気放出に伴う被曝線量は、本件敷地境界外で昀大となる場所において、小児甲状腺約〇・〇四二レム、全身約〇・〇〇四一レムである。
（五）　ナトリウムの化学反応
（１）　ダンプタンクからのナトリウム漏えい事故
（イ）　事故の内容
メンテナンス時に一次主冷却系室を空気雰囲気に置換した状態で、何らかの原因により一次ナトリウム充填ドレン系のダンプタンクからの放射性物質を含んだナトリウムが漏えいする事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために、一次ナトリウム充填ドレン系のダンプタンク及びその接続配管の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等剛は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行い、破損や漏えいの起こる可能性を少なくする対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　ダンプタンクにナトリウムをドレンし、雰囲気を空気に置換した場合には、当該室のドアは常時閉とし、ナトリウム漏えい事故が生じた場合にも、雰囲気を外気と遮断し、ナトリウムの燃焼を抑制する。
（ろ）　ナトリウム漏えい検出器でナトリウム漏えいを早期に検出して中央制御室に警報を発すると共に、火災感知器等によりナトリウムの燃焼を検知して、当該室の雰囲気遮断弁を閉じる設計とする。（は）　漏えいしたナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するために、床面等に鋼製のライナを設置する。（に）　原子炉格納容器雰囲気中に放射性物質が漏えいした場合においても、原子炉格納容器の隔離を行い、大気中に放出される放射性物質の量を抑制する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　漏えいナトリウムによる熱的影響の解析
（い）　解析条件
①　ナトリウムの漏えい量は、一次ナトリウム充填ド
レン系のダンプタンク内に貯留されるナトリウムの昀大量二〇〇立方メートルとし、その温度は二〇〇℃とする。漏えいしたナトリウムは瞬時に床ライナ上に溜まり、プールを形成するものとする。