別紙８６６０
別紙９６６１
別紙１０６６２
別紙１１６６３
別紙１２６６４
別紙１３６６５
別紙１４６６６
別紙１５６６７
別紙１６６６８
主文
１本件控訴をいずれも棄却する。
２控訴費用は控訴人らの負担とする。
事実及び理由
（以下，本判決においては，別紙主要略語表記載の略語を用いる。ただし，正式の用語を用いる場合もある）。
第１当事者の求める裁判
１控訴の趣旨
(1)原判決を取り消す。
(2)内閣総理大臣が昭和５２年９月１日東京電力株式会社に対してなした柏崎・刈羽原子力発電所の原子炉設置許可処分を取り消す。(3)訴訟費用は第１，２審とも被控訴人の負担とする。
２控訴の趣旨に対する答弁
主文同旨
第２事案の概要
本件は，柏崎・刈羽原子力発電所（本件原子力発電所）の設置場所である新潟県柏崎市，同県刈羽郡ω１又はその周辺に居住する控訴人らが，内閣総理大臣から実用原子炉許可権限を承継した通商産業大臣に対し，内閣総理大臣が昭和５２年９月１日付けで東京電力株式会社（東京電力）に対してなした本件原子力発電所の原子炉設置許可処分（本件処分）について，その安全審査に瑕疵があるために違法である等と主張して，本件処分の取消しを求め，これに対し，被控訴人が，本件処分に手続的違法はなく，実体的にも適法であるとして争う事案である。
原審は，控訴人らの本件請求をいずれも棄却したので，これを不服とする控訴人らが控訴した。
なお，昭和５３年法律第８６号により内閣総理大臣が行った本件処分は通商産業大臣が行ったものとみなされたが，平成１１年法律第１６０号により通商産業大臣が行ったものとみなされた本件処分が，更に被控訴人（経済産業大臣）が行ったものとみなされることとなり，本件訴訟を被控訴人が承継した。１前提となる事実（末尾に証拠等を掲げた事実のほかは，当事者間に争いがない）。
(1)当事者等
ア控訴人らは，柏崎・刈羽原子力発電所（本件原子力発電所）１号機（本件原子炉）及びその附属施設（以下「本件原子炉施設」という）を設置。する敷地（以下「本件原子炉敷地」という）周辺から約６５㎞までの範。囲内の新潟県柏崎市，同県刈羽郡ω１又はその周辺の市町村に居住する者である（弁論の全趣旨。）
イ東京電力は，昭和２６年５月１日，電気事業・電気機械器具の製造及び販売等を目的として設立された株式会社であって，電気事業法（昭和３９年法律第１７０号，昭和５３年法律第２７号による改正前のもの。電事法）所定の一般電気事業者である（乙１ないし３，弁論の全趣旨。）
(2)本件申請と本件原子炉施設の概要
ア東京電力による本件原子炉の設置許可申請
東京電力は，内閣総理大臣に対し，昭和５０年３月２０日，核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和３２年法律第１６６号，同５２年法律第８０号による改正前のもの。規制法）２３条２項に基づき，同日付け柏崎・刈羽原子力発電所原子炉設置許可申請書（乙１）及び添付書類（乙２）により本件原子炉の設置許可を申請（本件申請）した。なお，東京電力は，内閣総理大臣に対し，昭和５２年７月１２日，同日付け「柏崎・刈羽原子力発電所原子炉設置許可申請書本文及び添付書類の一部補正について」と題する書面（乙３）を提出して本件申請書及び添付書類の一部を補正（以下「本件補正」という）した。。
イ本件原子炉施設の概要
本件補正に係る本件申請の本件原子炉施設の概要は，以下のとおりである（甲２２４の②ないし⑤，乙１ないし３。）
(ア)原子炉の型式等
本件原子炉（基数１）の型式は，濃縮ウラン，軽水減速，軽水冷却型（沸騰水型）であり，熱出力約３３００ＭＷ（電気出力約１１０万ｋＷ）である。
(イ)設置事業所の名称，本件原子炉敷地の位置及び概況等
①ａ設置事業所の名称柏崎・刈羽原子力発電所
ｂ同所在地新潟県柏崎市及び刈羽郡ω１
②本件原子炉施設の位置，敷地の概況等
ａ(ａ)本件原子炉敷地は，東京の北西方向約２２０㎞にあって，新潟県の日本海岸のほぼ中央に位置し，同県柏崎市及び刈羽郡ω１にまたがる日本海に面した頂高６０ｍ前後のなだらかな丘陵地の地域（面積約４２０万㎡）であり，本件原子炉敷地両端の凸地とそれらの間に挟まれる凹地からなり，周辺部の丘陵地は松林に覆われているが，中央部の凹地は砂丘不毛地である。その敷地形状は，海岸線方向約３．２㎞，奥行約１．４㎞の汀線を長軸とした半楕円形であって，そのほとんどは山林原野である。
そして，本件原子炉敷地の地質は，新第三紀鮮新世の硬質泥岩の地盤の上に軟質泥岩層及び砂層が分布したものである。(ｂ)この地方の気候区分は，裏日本気候の雪国に属し，降水量は年間２５００㎜前後で，冬に多く夏に少なく，気温の年平均値は約１３℃で，海洋に面しているため気温の日変化は比較的少ない。なお，柏崎農業気象観測所における積雪深さの昀大値は，１９４㎝（１９２７年（昭和２年）２月１３日）である。(ｃ)本件原子炉敷地周辺の人口は，昭和５０年１０月当時において，建設地点を中心とする半径３０㎞以内で約４５万９０００人，１０㎞以内で約７万３０００人，５㎞以内で約１万５０００人である。
ｂ本件原子炉施設は，本件原子炉敷地の丘陵を標高５ｍに造成して建設する計画であり，本件原子炉本体は，本件原子炉敷地中央部南側寄りの海岸側に設置され，排気筒はその東側に設置する。復水器冷却用の取水口は，本件原子炉敷地前面に設ける南側防波堤の内側に，また，放水口は南側防波堤の外側に設置する。
なお，信濃川から取水した発電所用水及びタービン建家西側に設けた海水淡水化装置により精製した発電所用水を貯えるための貯水設備は，本件原子炉複合建家東側に設ける。
(ウ)基本的設計方針


①平常運転時，発電所周辺の一般公衆及び発電所従業員に対し，規制法等に定められている許容基準を超える放射線被ばくを与えないようにする。さらに，設計に当たっては，発電所周辺の一般公衆に対し，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針について」（昭和５０年５月１３日原子力委員会決定。乙１２。線量目標値指針）に定められている線量目標値を超える放射線被ばくを与えないように努める。
②原子炉施設は，設計，製作，建設，試験，検査を通じて信頼性の高いものとし，運転員の誤操作などによる異常状態に対しては，警報により運転員が措置し得るようにするとともに，もしこれらの修正動作がとられない場合にも，原子炉の固有の安全性並びに安全保護系の動作により，重大な事故に発展しないように設計する。
③燃料から放出される放射性核分裂生成物が発電所周辺に放散されるのを防ぐ防壁を何重にも設け，万一事故が起こった場合にも発電所周辺の一般公衆の安全を確保する。
④原子炉施設は，地震，台風，降雪，高潮，津波等の自然的事象によっても損なわれることのない構造及び配置とする。
(エ)本件原子炉施設の構造及び設備等
①本件原子炉施設は，原子炉，原子炉冷却系，タービン系及び各種の安全防護設備等からなるが，原則として剛構造とし，また，原子炉複合建家及び海水機器建家のように重要な建物は，原則として直接岩盤で支持し，更に各設備は，原子炉複合建家，タービン建家，海水機器建家等に収納し，建物，構築物については，耐震設計を行い，耐震性を有する構造とする。
②原子炉本体は，燃料体（燃料集合体，制御材（制御棒   ，減速材））及び反射材，炉心支持構造物，原子炉圧力容器（以下「圧力容器」ともいう，内部構造物等から構成され，圧力容器の外側には，放射。）線遮蔽体を設ける。
ａ炉心
(ａ)ｉ炉心の主要寸法は，炉心等価値径約４．８ｍ，炉心有効高さ約３．７ｍとし，その構造は，多数の燃料集合体及び制御棒を正方格子に配列した円筒状であって，十字形の制御棒は，４本の角型の４体の燃料集合体によって囲まれた配置にする。各燃料集合体は，燃料支持金具により支持し，その荷重は，制御棒案内管を通し圧力容器に伝えられる。
ii燃料集合体周囲のチャンネル・ボックスが冷却材流路を形成し，冷却材は，これを炉心下方から上方向に流れる。そして，発生した蒸気は，気水分離器及び蒸気乾燥器を通って主蒸気管へ出て行く構造である。
iii燃料の取替は，炉心の反応度低下に応じて行い，通常，年１回約１／４ずつ行う。
(ｂ)ｉ燃料集合体の個数は７６４とし，初装荷炉心ウラン２３５）。（約３．２ｔ，取替炉心ウラン２３５（約２．６ｔ）とするii昀大過剰増倍率は，約０．１４Δｋとし，停止余裕として，昀大価値を有する制御棒が１本未挿入の状態であっても，常に炉心を臨界未満にできることとする。
また，全挿入の位置から引抜く場合の制御棒の価値は，それが落下しても原子炉冷却材圧力バウンダリに損傷を与えないようにし，このため引抜く制御棒の昀大値は０．０１５Δｋ以下とする。
そして，ボイド反応度係数及びドップラー反応度係数は，負となるように設計する。
(ｃ)通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に，燃料被覆管の加熱及び過度の歪が生じないことを目的として，通常時の熱的制限値を次のとおり設定する。
ｉ限界出力比
第１サイクルより第３サイクル末期までの期間及び第４サイクル以降の各サイクルについて，サイクル初期から，サイクル末期よりさかのぼって炉心平均燃焼度で１０００ＭＷｄ／ｔ手前までの期間においては１．１９，それ以外の期間においては１．２６とする。
ii燃料棒昀大線出力密度４４．０ｋＷ／ｍ
ｂ燃料体
(ａ)ｉ燃料体の燃料材の種類は，二酸化ウラン焼結研磨ペレット（一部ガドリニアを含む）とし，初装荷燃料集合体平均濃縮。度は約２．２ｗｔ％，取替燃料集合体平均濃縮度は約２．７ｗｔ％，ペレットの初期密度は理論密度の約９５％とする。ii被覆材の種類は，ジルカロイ２（ジルカロイ－２製）とする。本件原子炉に使用される燃料被覆管は，外径が１２．５㎜，燃料棒有効長が３．７１ｍ，燃料被覆管厚が０．８６㎜，燃料ペレットとの間隔が０．２３㎜であり，燃料ペレットの大きさは，直径が１０．６㎜，高さが１１㎜である。
(ｂ)ｉ燃料要素（燃料棒）の主要寸法は，外径約１３㎜，有効長さ約３．７ｍ，被覆材厚さ約０．９㎜とし，円筒形被覆管に二酸化ウラン・ペレット（一部ガドリニアを含む）を挿入し，両。端を密封した構造とする。
ii燃料集合体の主要仕様は，燃料集合体における燃料棒配列８行×８列型，燃料棒ピッチ約１６㎜，燃料集合体当たりの燃料棒数６３本，燃料集合体当たりのウォータロッド数１本であり，６３本の燃料棒と１本のウォータロッドを８行８列の正方形に配列し，上端及び下端にタイ・プレートを取付ける。
そして，燃料集合体には，外側にチャンネル・ボックスを取付け，冷却材流路を構成し，各燃料棒の間隔は，ウォータロッドで上下方向を固定された７個のスペーサにより一定に保たれるような構造とする。
なお，ウォータロッドには，燃料ペレットは装荷されず，その上部及び下部の側面に穴が開けられ，内部を冷却材が通過することとし，また，チャンネル・ボックスは，燃料集合体の冷却材流路を定めるほか，制御棒作動のガイド及び制御棒駆動時に燃料との機械的干渉を防ぐ役割を果たすものである。iii燃料集合体昀高燃焼度約４０，０００ＭＷｄ／ｔ
ｃ減速材及び反射材の種類
軽水
ｄ圧力容器
(ａ)ｉ圧力容器の主要寸法は，胴部内径約６．４ｍ，全高（内のり）約２２ｍ，肉厚約１６０㎜とし，円筒形の胴部に半球形の底部を付した鋼製容器に，半球形の鋼製上部蓋をボルト締めする構造であり，給水入口ノズルなどを取付ける。
ii主要ノズル位置は，次のとおりである。
再循環水出口ノズル胴下部２箇所
再循環水入口ノズル胴下部１０箇所
主蒸気出口ノズル胴上部４箇所
給水入口ノズル胴中央部６箇所


iii圧力容器の下部は，円筒スカート支持とし，その上部は，横振防止機構で原子炉遮蔽壁及びドライウェルを経てドライウェル外周の壁で支持する。
iv圧力容器の昀低使用温度は，脆性遷移温度より３３℃以上高くし，また，中性子照射による脆性遷移温度の変化を監視するため，圧力容器内に試験片を挿入する。
(ｂ)圧力容器の昀高使用圧力は８７．９㎏／ｃｍ，昀高使用温度２は３０２℃である。
ｅ放射線遮蔽体の構造
主要な放射線遮蔽体は，圧力容器周囲のコンクリート壁及び原子炉格納容器（以下「格納容器」ともいう）外周の壁であり，本件。原子炉敷地周辺の一般公衆及び本件原子力発電所従業員が受けると予想される放射線被ばく線量が規制法等所定の許容線量を十分下回るよう遮蔽設計を行う。
③原子炉冷却系統施設の構造等
ａ一次冷却設備
(ａ)冷却材の種類
軽水
(ｂ)主要な機器等の構造
原子炉冷却系は，圧力容器へ冷却材を補給する復水・給水系，冷却材を循環させる冷却材再循環系，圧力容器内で発生した蒸気をタービンへ送る主蒸気系，蒸気タービン，復水器などからなる。再循環ループは，再循環ポンプ及び圧力容器内に設けられたジェット・ポンプにより，冷却材を原子炉内に循環させて炉心の熱除去を行う。炉心で発生した蒸気は，圧力容器内の気水分離器及び蒸気乾燥器を経た後，主蒸気管でタービンに導く。そして，タービンを出た蒸気は，復水器で復水し，復水は，復水ポンプ，復水浄化系及び給水加熱器を通り，給水ポンプにより給水として原子炉に戻し，更に主蒸気管には，タービン・バイパス系を設け，蒸気を復水器へバイパスできるようにする。
なお，復水器冷却用海水及び補機冷却用海水の取水量は，約７８ｍ／ｓであり，敷地前面に築造する防波堤内側から取水され，３復水器及び補機冷却水系統等を通過した冷却水は，放水管及び放水路蓋渠を経て防波堤外の放水口より放出される。
ｂ二次冷却設備
なし
ｃ非常用冷却設備
(ａ)冷却材の種類
軽水
(ｂ)主要な機器等の構造
非常用冷却設備（非常用炉心冷却系）は，工学的安全施設の一設備であって，低圧炉心スプレイ系，低圧注水系，高圧炉心スプレイ系及び自動減圧系から構成する。これらの各系統は，外部電源喪失時にも非常用電源を電源として復水貯蔵タンク又はサプレッション・プールの水を炉内に注入し，又は原子炉蒸気をサプレッション・プールに逃がし，原子炉圧力をすみやかに低下させるなどにより，非常用冷却設備としての多重の機能を持つ構造とする。
ｄその他
平常運転時の原子炉冷却材中のヨウ素１３１の濃度を０．５マイクロキュリー／ｃｍ以下に管理する。
④計測制御系統施設の構造等
ａ計装
(ａ)核計装については，中性子束は次の三つの領域に分けて原子炉内で計測する。
ｉ中性子源領域：可動形核分裂計数管方式モニター
４チャンネル
ii中間領域：可動形核分裂電離箱方式モニター
８チャンネル
iii出力領域：小形核分裂電離箱方式モニター
１７２チャンネル
(ｂ)その他
原子炉施設のプロセス計測制御のため，原子炉水位，原子炉圧力，冷却材再循環流量，給水流量，主蒸気流量，制御棒駆動水圧などの計測装置を設ける。
ｂ安全保護回路
安全保護回路は，原子炉スクラム，制御棒引抜きインターロック，警報及びその他の保護動作（非常用炉心冷却系起動などを含む）。を行わせる機能を有している。
(ａ)原子炉停止回路の種類
原子炉停止回路には，次の条件により原子炉をスクラムさせるため，２重（２チャンネル）の「１ｏｕｔｏｆ   ２」方式の回路を設け，２チャンネル同時動作によってスクラムする。
原子炉圧力高
原子炉水位高
ドライウェル圧力高
中性子束高（中間及び出力領域モニター）
中性子計装動作不能（中間及び出力領域モニター）
スクラム・ディスチャージ・ボリューム水位高
主蒸気隔離弁閉
タービン主蒸気止め弁閉
タービン蒸気加減弁急速閉
主蒸気管放射能高
地震加速度大
手動
モード・スイッチ「停止」
所内電源喪失（原子炉緊急停止系用ＭＧセット電源喪失）
電気油圧式制御装置（ＥＨＣ）油圧低
(ｂ)その他
安全補助回路，制御棒引抜阻止回路及び警報回路等を設ける。
ｃ制御設備
(ａ)制御材の個数及び構造
原子炉の反応度制御は，制御棒の位置調整により行い，その後備として非常用制御設備であるホウ酸水注入設備を設ける。原子炉の出力制御は，制御棒の位置調整及び再循環流量制御の２方式により行う。
ｉ制御棒個数１８５
ii中性子吸収材ホウ素（ボロン・カーバイド粉末）
iii制御棒の構造
制御棒は，中性子吸収材を充填したステンレス鋼管（中性子吸収棒）をステンレス鋼製のＵ字形シースで十字形に組み合わせたもので，その下端に制御棒落下速度リミッタがある。落下速度リミッタは，制御棒が万一落下した場合でも，その落下速度を０．９５ｍ／ｓ以下に制限するようにしている。各制御棒は，４体の燃料集合体の中央に，炉心全体にわたって一様に配置する。なお，中性子吸収材部分の長さは，約３．６ｍである。
(ｂ)制御棒駆動設備の構造等
制御棒駆動装置は，制御棒の位置を調整するために設ける。
ｉ個数１８５
ii構造及び駆動方式
駆動方式（通常時及びスクラム時）は，ラッチ付き水圧ピストン・シリンダ方式である。
通常駆動時の駆動源は，制御棒駆動水ポンプにより加圧された駆動水であり，スクラム時の駆動源は，アキュームレータの高圧窒素により加圧された駆動水及び通常の原子炉運転圧力により加圧された原子炉冷却材であり，制御棒駆動水ポンプは各駆動機構に共用である。
iii取付箇所圧力容器底部
iv挿入時間及び駆動時間
スクラム時挿入時間（全炉心平均）
全ストロークの９０％挿入まで３．５秒以下
ｖ反応度制御能力
反応度制御能力約０．１８Δｋ
制御棒が１本抜けている時の停止余裕は，実効増倍率として，ｋｅｆｆ＜１である。
ｄ非常用制御設備
(ａ)制御材の個数及び構造


非常用制御設備として，ホウ酸水注入系を設ける。この系は，制御棒挿入による原子炉停止が不能になった場合，手動で中性子を吸収するホウ素（五ホウ酸ナトリウム溶液）を原子炉内に注入するものである。
系統数１
中性子吸収材ホウ素（五ホウ酸ナトリウム溶液）
(ｂ)主要な機器の構造等
ポンプ台数２台（内１台は予備）
ポンプ容量約１０ｍ／ｈ／台
ポンプ揚程約８６０ｍ
(ｃ)反応度制御能力
この系は，全制御棒が挿入不能の場合でも原子炉を冷態停止する能力を持っている。
停止時実効倍率ｋｅｆｆ＜０．９５
反応度添加速度０．００１Δｋ／㎜／台以上
(ｄ)その他
制御棒価値ミニマイザ，再循環流量制御，圧力制御装置等を設け，中央制御室の集中的監視と制御等を行う。
⑤原子炉格納施設の構造等
ａ構造
原子炉格納施設は，格納容器と原子炉建家並びにそれらの補助系で構成する。
格納容器は，円錐台形のドライウェル及び円筒形のサプレッション・チェンバよりなる圧力抑制形であり，その基礎は直接岩盤で支持する。
形式圧力抑制形
形状ドライウェル円錐台形
サプレッション・チェンバ円筒形
材料炭素鋼
寸法円錐頂部直径約１０ｍ
ダイアフラム部直径約２５ｍ
円筒部直径約２６ｍ
全高約４７ｍ
主要貫通部配管貫通部，電気配線貫通部，機器搬入用ハッチ，
所員用エア・ロック等
ｂ設計圧力及び設計温度並びに漏洩率
設計圧力２．８５㎏／ｃｍ
２ｇ
設計温度ドライウェル１７１℃
サプレッション・チェンバ１０４℃
漏洩率格納容器内空間部容積の０．５％／ｄ以下（常温，空気，設計圧力において）
ｃその他
格納容器内ガス濃度制御系，格納容器スプレイ冷却系，原子炉建家，原子炉建家内ガス処理系，原子炉建家常用換気系等を設ける。
⑥その他の本件原子炉施設の設備等
ａ非常用電源設備を設ける。
ｂ本件原子炉施設の発電所用水を確保するため，信濃川からの取水のほか，約１０００ｍ／ｄの海水淡水化装置を設け，得られた淡３水は貯水設備に貯える。
⑦使用済燃料の処分方法
使用済燃料は，動力炉・核燃料開発事業団又は我が国が原子力の平和利用に関する協力のための協定を締結している国の再処理業者において再処理を行うこととするが，国内における再処理施設の能力に余力がある場合には，国内の再処理業者に優先的に委託することとする。海外において，再処理を行う場合には，これによって得られるプルトニウムは国内に持ち帰ることとし，また，再処理によって得られるプルトニウムを海外に移転しようとするときは，政府の承認を受けることとする。
(3)発電用原子炉の仕組みと原子炉施設の潜在的危険性等
ア発電用原子炉の仕組み
(ア)原子炉の原理
原子炉で作られたエネルギーを直接に電力に変える直接発電などが将来の方式として提案されているが，現在の原子力発電の仕組みは，原理的には，火力発電におけるボイラーを原子炉に置き換えたものであって，燃料としてウランを用い，まずウラン２３５の起こす核分裂の際に放出されるエネルギーを熱に変え，その熱で高温の水蒸気を作り，その蒸気の力でタービンを回転させて電気を起こすという点では，火力発電と全く同じである。
発電用原子炉は，核分裂反応を制御しつつ継続的に起こさせることにより，タービンを回転させるのに必要な熱エネルギーを発生させるための装置である。その中心部，すなわち炉心は，核分裂反応を起こして熱を発生させる核燃料，核燃料物質によって新たに発生する高速の中性子を次の核分裂を起こしやすい状態にまで減速させるための減速材，発生した熱を取り出すための冷却材，核燃料の核分裂反応を制御するための制御棒等から成り立っている。
発電用原子炉のうち，軽水型原子炉は，上記減速材及び冷却材の両者の役割を果たすものとして，普通の水（軽水）を用いるものである。この軽水型原子炉には，原子炉内で直接蒸気を発生させ，これをタービンに送って発電する型（沸騰水型原子炉・ＢＷＲ）と，高圧をかけることによって原子炉内では冷却材を沸騰させることなく，高温の水のまま蒸気発生器に導いて，そこで蒸気を発生させ，これをタービンに送って発電する型（加圧水型原子炉・ＰＷＲ）とがある。
（甲１，２，３１０ないし３１３，乙９，１６ないし１９）
(イ)沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）
本件原子炉は，上記(2)イのとおり沸騰水型原子炉であるが，概略別紙１のとおりであり，本件申請に係る原子炉に用いる核燃料には，中性子が当たると核分裂反応を起こすウラン２３５を数パーセント含む二酸化ウランをペレット状に焼き固めたものが使用される。この燃料ペレットは，両端を密封されたジルコニウム合金であるジルカロイ－２製の被覆管の中に縦に積み重ねられて燃料棒を構成し，その燃料棒はまとめられて一つの燃料集合体を形成しており，この燃料集合体数百体（本件原子炉の本件処分時の燃料集合体の個数は７６４）で炉心を構成している。また，制御材としては，その内部に中性子を吸収する中性子吸収材が詰められている棒状の制御棒が使用されており，この制御棒を出し入れすることによって炉内の中性子数を調整して核分裂反応を制御している。燃料ペレット，燃料棒，燃料集合体，制御棒の構造は概略別紙２のとおりである。これら燃料集合体及び制御棒は，高温，高圧に耐え得る鋼鉄製の圧力容器に収められており，圧力容器の構造は概略別紙３のとおりである。
そして，圧力容器には，冷却材と減速材を兼ねる水が入れられており，この水は，核分裂反応によって生じた熱によって高温の蒸気となり，その蒸気は主蒸気管を通ってタービンに送られる。そして，この蒸気は，タービンにおいて，その熱エネルギーの一部が機械的回転エネルギーに変換され，タービンに結合された発電機により発電を行う。タービンを回転させた蒸気は，復水器で海水により冷却されて水となり，この水が給水管を通って圧力容器に戻され，そこで再び高温の蒸気となってタービンを回転させる。
また，圧力容器に冷却材再循環系設備を接続させ，炉心を循環する冷却水の一部を強制的に再循環させるとともにその循環流量を調整することにより，発生する蒸気量すなわち出力を制御している。このように，圧力容器内で発生した蒸気がタービン，復水器を経て水となり，再び圧力容器に戻ってくる冷却水の循環経路を構成する設備及び上記冷却材再循環系設備を原子炉冷却系統設備という。そして，圧力バウンダリは，圧力容器及び原子炉冷却系統設備の一部であって，平常運転時には冷却材を内包し，異常時には隔離弁によって他の部分と隔離し，圧力障壁を形成する範囲の施設をいう。


（甲１，乙１ないし３，１４，１６ないし１９，原審における証人Ｐ１の証言，弁論の全趣旨）
イ原子炉施設の潜在的危険性
(ア)原子炉施設の潜在的危険性と安全性の確保
本件原子炉施設は，ウランの核分裂反応を制御しつつ継続的に起こさせることにより，タービンを回転させるのに必要な熱エネルギーを発生させるための装置であって，内蔵するエネルギーが莫大であるから，その安全性確保のためには，核分裂生成物を含む放射性物質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を確実に管理することが基本方針となり，原子力の利用によって生ずる放射線・放射能等の影響，環境汚染及び災害などに対する安全対策を立てることができるか否かにかかっている（甲１，２，９，３１ないし３３，３７，３８，１０５，１１６，乙１ないし４，７ないし２０，７８，９１，９４，９５，１１１，１２９ないし１３１，１３６，１４０，１４１，原審における証人Ｐ２，同Ｐ３，同Ｐ４，同Ｐ１，同Ｐ５の各証言，弁論の全趣旨。）
(イ)放射線とその影響
①すべての原子の原子核は，陽子と中性子の組み合わせでできており，原子核が変化するときに放射線を放射する現象を放射能といい，放射能を持った物質が放射性物質である。天然に存在する元素のうちで原子番号が８４以上のものはすべて放射性物質である。
②放射線には，アルファ線，ベータ線，中性子線等の粒子線と，ガンマ線，エックス線のような波長の非常に短い電磁波とがある。そして，粒子線のうち，アルファ線は，物質との相互作用が大きいため，透過力が極めて小さく，空気中でも数センチメートル程度しか透過できず，薄い紙１枚でも遮蔽することができる。しかし，短い距離で停止するということは，この短い距離の間にある物質に全部のエネルギーを与えるということであるから，同じ距離の中で物質を電離するというような作用は，他の放射線に比べてはるかに大きい。また，ベータ線は，透過力はアルファ線よりもかなり大きいが，空気中で数十センチメートルないし数メートルしか透過できず，数ミリメートルないし１㎝程度の厚さのアルミニウムやプラスチックの板で遮蔽することができる。
さらに，中性子線は，低速度のものは透過力が小さく，高速度のものはかなり透過力が大きいが，これを水のような水素を大量に含む物質中に通し，質量のほぼ等しい水素の原子核と衝突させて減速させることなどにより，遮蔽することができる。
放射線のうち，ガンマ線やエックス線のような電磁波は，物質との相互作用が極めて小さいため，透過力が非常に大きく，これを遮蔽するには一般には厚い鉛板やコンクリート壁が必要である。放射性物質から放出される放射線の量は，時間の経過とともに減速するが，減速速度は放射性物質の種類（核種）により異なる。放射性物質は，天然にも存在するが，人工的にも生成され，原子炉内において種々の核種の放射性物質が生成される。
③放射線は，人を含む生物の組織に対して励起ないし電離作用を及ぼすが，人はこれを五感により感ずることができない。放射線の被ばくには，人体の外部に存在する放射性物質により被ばくする外部被ばくと，何らかの経路で環境に放出された放射性物質を摂取し，人体内部から被ばくする内部被ばくとがある。外部被ばくの場合，アルファ線及びベータ線によっては体内器官はほとんど被ばくしないが，ガンマ線によっては身体内部も含め，全身がほぼ均等に被ばくする。これに対し，内部被ばくの場合，アルファ線及びベータ線によって体内器官に集中被ばくが起こる。
④自然界には，宇宙線，地殻を構成している花崗岩，石灰岩，粘土に含まれる放射性物質及び人が摂取する飲食物に含まれる放射性物質等様々な起源に由来する放射線が存在し，人類はこれら自然界からの放射線を絶えず被ばくし続けている。
自然放射線による１人当たりの被ばく線量は，地域によってかなりの差異がある。人は，１人当たり平均して１年間で約２．４ミリシーベルトの自然放射線を受けている。その内訳は，宇宙線などの空間から飛来してくるもの０．３９ミリシーベルト，土壌から放出されるもの０．４８ミリシーベルト，日常摂取する食物を通じ体内から照射されるもの０．２９ミリシーベルト，それに空気中のラドンなどの吸入により１．２６ミリシーベルトである（国際連合放射線影響科学委員会（ＵＮＳＣＥＡＲ・UnitedNationsScientific   CommitteeontheEffectsofAtomic   Radiation）の２０００年版レポート。また，）我が国では，昀も少ない神奈川県では年間０．８１ミリシーベルト（０．０８１レム，昀も大きい岐阜県では年間１．１９ミリシーベ）ルト（０．１１９レム）と年間約０．３８ミリシーベルト（０．０３８レム）の差があり，更に九州と関東との間には年間０．２ミリシーベルト（０．０２レム）程度の差がある。また，海外では，ブラジルのガラパリ地方では，年間約１０ミリシーベルト（１レム）の自然放射線を受けているなど，地質等によりその場所ごとの自然放射線が異なっている。
⑤人の放射線被ばくによる障害としては，放射線を被ばくした個人に現れる身体的障害と，その個人の子孫に現れる遺伝的障害とに分けられ，身体的障害は，更に，被ばく後余り長くない時期，すなわち通常２，３週間以内に現れる急性障害と，かなり長い潜伏期間を経て現れる晩発性障害とがある。
急性障害は，短期間に高線量の放射線を被ばくした場合に初めて生じるものであって，被ばく線量や被ばく部位によっても異なるが，吐き気，倦怠感，下痢に始まり白血球減少，脱毛，発疹，水泡，急性潰瘍等の症状を引き起こし，極端な高線量被ばくの場合には死に至ることもある。すなわち，急激に高線量の放射線を全身に被ばくし，何らの医療措置を受けない場合には，１万ラド以上では，中枢神経の障害のためごく短期間のうちに死に至り，４００ラド程度では，主として造血組織の障害のため，被ばくした人の半数が３０日以内に死亡し，５０ないし７５ラド程度では，白血球の一時的な減少が起こるが，２５ラド以下では，臨床症状はほとんど発生しないといわれている。晩発性障害は，短期間に高線量の放射線を被ばくしたときだけではなく，比較的低線量の放射線を長期間被ばくすることによっても発生することもあり得ると考えられており，その症状としては，白血病その他の癌，白内障等がある。
遺伝的障害は生殖細胞の中にある遺伝子や染色体が，物理的，科学的その他種々の要因により突然変異あるいは異常を起こし，それが子孫に伝えられて生じるものであり，生殖腺が放射線を被ばくした場合には，その放射線も上記突然変異あるいは異常を起こす要因の一つになる可能性があるとされている。


放射線被ばくによる障害は，一般に，ガンマ線，エックス線等の放射線による被ばく線量の総量が同じであっても，その線量を被ばくした期間が長ければ長いほどその影響は小さい。
ウＩＣＲＰ（国際放射線防護委員会）等について
(ア)ＩＣＲＰは，１９２８年（昭和３年）に第２回国際放射線医学会議（ＩＣＲ）において，国際Ｘ線・ラジウム防護委員会の名称で設立され，その後，１９５０年（昭和２５年）に組織改正及び改称がなされ，現在に至っている。
ＩＣＲＰについては，委員長及び１２名の委員で構成され，その委員は，国際放射線医学会議への各国の代表団及びＩＣＲＰ自身によってＩＣＲＰに提出された被指名者の中から，ＩＣＲＰが選出するものとされている。そして，同委員は，国籍によってではなく，専門分野の適切な均衡を考え，放射線医学，放射線防護学，保健物理学，生物学，遺伝学，生物化学及び生物物理学の各領域における著明な業績に基づいて選出されている。また，ＩＣＲＰは，専門委員会を置くことができ，更に，専門委員でない専門家にも臨時の作業グループとして協力を求めることができるものとされている。
ＩＣＲＰの活動としては，その姉妹委員会である国際放射線単位・測定委員会との密接な連携のもとに作業を行い，また，世界保健機関（ＷＨＯ）及び国際原子力機関（ＩＡＥＡ）と公的な関係を有し，国際連合放射線影響科学委員会（ＵＮＳＣＥＡＲ，国際連合環境プロ）グラム，欧州協同体委員会，経済協力開発機構原子力機関，国際標準化機構，国際電気標準会議，国際放射線防護学会等とも重要な関係を保っている。
ＩＣＲＰの方針は，適切な放射線防護方策の基礎となる基本原則を考えることにあり，その採択に係る勧告は，各国において放射線防護を実施に移す責任を持つ専門家に指針を与えようとするものであって，発足以来，放射線防護に関し数々の勧告を行ってきた。(イ)我が国においては，原子力発電所における周辺監視区域（人の居住を禁止し，かつ，業務上立ち入る者以外の立ち入りを制限する区域。原子炉規則１条７号，７条３号）外の許容被ばく線量，すなわち公衆の許容被ばく線量については，許容被曝線量等を定める件（昭和３５年９月３０日科学技術庁告示第２１号，昭和５３年１２月２８日同庁告示第１２号による改正前のもの。許容線量等を定める件）２条により年間０．５レムと定められていたが，これは，ＩＣＲＰの１９５８年（昭和３３年）採択の被ばく線量限度に関する勧告を尊重し定められていたものである。
(ウ)放射線の量を表す方法としては，物質が吸収するエネルギーの量を基準にする場合には，吸収線量といい，単位としてはラド（ｒａｄ）を用い，これに対し，人体に対する影響を基準にする場合は線量当量といい，単位としてレム（ｒｅｍ）を用い，レムの値は，吸収線量（ラド）の値に放射線の性質によるちがいを表す数値である線質係数を乗じたものであった。
そして，ＩＣＲＰは，１９７７年（昭和５２年）採択の勧告（甲１１９の①，乙４６の①ないし⑦）から，レムに替わる放射線防護・放射線管理のための単位として，シーベルト（Ｓｖ。１Ｓｖ＝１００ｒｅｍ）を，また，ラドに替わる新しい単位としてグレイ（Ｇｙ。Ｇｙ＝１００ｒａｄ）を用いるようになった。さらに「許容線量」は，，ＩＣＲＰの１９６５年（昭和４０年）採択の勧告以後において「容認できる線量」の用語として用いられていたが，上記１９７７年採択の勧告から，放射線が人体に及ぼす「非確率的影響を防止し，確率的影響の発生確率を容認できるレベルに制限する」という放射線防護の目標を達成するために，線量制限体系の要素として「線量当量限度」を用いるとともに，その単位としてシーベルトを使用するようになり，我が国も昭和６３年より「許容被ばく線量」に替わり「線量当量限度」が使われている。
（甲１，１１８，１１９の①，１５７，１６７の①②，１８１，乙８，９，１６，１８，２１，２２，２６，２０４，４６の①ないし⑦，４８，５９の①ないし④，６０の①ないし④，６１の①ないし③，６２の①ないし⑤，６３の①ないし④，１１８，１２１，原審における証人Ｐ２，同Ｐ５及び同Ｐ３の各証言，弁論の全趣旨）
(4)原子力委員会と原子炉安全専門審査会
ア本件申請を受けた内閣総理大臣は，原子力委員会委員長に対し，昭和５０年４月１日，規制法２４条２項に基づき，同日付け「東京電力株式会社柏崎・刈羽原子力発電所の原子炉の設置について（諮問」と題する書面）（甲５７の②）により東京電力の本件申請につき同条１項各号所定の許可の基準の適用について原子力委員会の意見を求めた。なお，内閣総理大臣は，原子力委員会委員長に対し，昭和５２年７月１９日，同日付け「東京電力株式会社柏崎・刈羽原子力発電所の原子炉の設置許可申請書の一部補正について（通知」と題する書面（甲９２の③）により本件補正を通知）した。


イ原子力委員会は，本件申請当時，委員長及び委員６人をもって組織され（原子力委員会設置法（昭和３０年法律第１８８号，昭和５３年法律第８６号による改正前のもの。設置法）６条１項，委員長は科学技術庁長官）たる国務大臣をもって充てられ（同法７条１項，委員は両議院の同意を）得て，内閣総理大臣が任命するものであるが（同法８条１項，委員長が）招集して（設置法１１条１項，会議を開き，議決をするには委員長及び）３人以上の委員の出席を必要とするものであり（同条２項，委員会の議）事は，出席者の過半数で決し，可否同数のときは，委員長の決するところによる（同条３項。また，原子力委員会の会議には，毎週１回開かれる）定例会議のほか，必要に応じて開かれる臨時会議がある（原子力委員会設置法施行令（昭和３１年政令第４号，昭和５３年９月２８日政令第３３６号による改正前のもの。設置法施行令）１条１項，原子力委員会議事運営規則（昭和３２年２月２８日原子力委員会決定，昭和４０年３月３日同委員会決定による改正後のもの）２条。）
（顕著な事実）
ウ(ア)原子力委員会は，本件申請当時，その職務を的確に遂行していくため，同委員会に，原子炉に係る安全性に関する事項を調査審議するための原子炉安全専門審査会（設置法１４条の２第１項，安全審査会）や原子力委員会から指示された事項を調査審議する専門部会（設置法施行令４条，原子力委員会専門部会運営規程（昭和３２年７月４日原子力委員会決定，昭和５１年４月２７日同委員会決定による改正前のもの）１条。なお，安全審査会に設置される後記(ウ)の安全審査会部会とは別のものである）を必要の都度設け，内閣総理大臣の諮問に応じて個々の原子。炉の安全性に関する事項について調査審議したり，原子炉の安全性についての技術的基準を制定するなどした。
安全審査会は，原子炉に係る安全性に関係する事項を調査審議するために原子力委員会に置かれるものであり，審査委員３０人以内で組織される（設置法１４条の３第１項。そして，審査委員は，学識経験のあ）る者及び関係行政機関の職員のうちから，内閣総理大臣が任命するが（同条２項，非常勤とされている（同条３項。また，安全審査会の）））。会長は，審査委員の互選によって定められる（同法１４条の４第１項(イ)安全審査会は，会長が招集し（原子力安全専門審査会運営規程（昭和３６年９月６日原子力委員会決定，昭和５１年７月１３日同委員会決定による改正後のもの。安全審査会運営規程）２条，議事を開くには）審査委員の２分の１以上の出席を必要とし（同規程３条１項，決議を）行う必要があるときは，出席した審査委員の過半数でこれを決し，可否同数のときは，会長の決するところによる（同条２項。）安全審査会が原子力委員会委員長への調査審議結果の報告について議決をする必要があるときは，出席した審査委員の４分の３以上の賛成により，これを決するとされていた（同条３項。）
(ウ)安全審査会には，審査委員のほか，調査審議の能率の向上を図るため，審査委員を補助して原子炉に係る安全性に関する事項を調査するための調査委員が置かれた。
そして，安全審査会には，安全審査会運営規程８条，９条（本件許可申請時の昭和５１年７月１３日原子力委員会決定による改正前の同規程は７条，８条）の運用によって，通常，各原子炉設置許可申請毎に，安全審査会には安全審査会部会（以下「部会」という）が設置され，安。全審査会の審査委員及び調査委員の一部がその構成員となった。部会における審査の方式については，安全審査会会長が安全審査会に諮って定めるが，実際の部会の運営は，部会全体で一種の合議的検討を行う場合もあるし，詳細かつ効率的な審査を行うために，大別される専門分野に応じてグループ分けをした上で，そのグループ単位で会合が開かれることもあった。
なお，部会は，安全審査会から審査方針，審査事項等の指示を受けて，調査審議を行い，その過程において適宜，審査状況を安全審査会に報告し，安全審査会の審議に付するものであり，また，昀終的な調査審議結果を部会報告にまとめて安全審査会に報告するものである。（甲５７の①，６０の①及び③，６１の①，６２の①，６３の①，６４，６５の①②，６６の①②，６７の①，６８，６９の①②，７０の①②，７１の①②，７２の①②，７３の①②，７４の①②，７５の①②，７６の①②，７７，７８の①②，７９の①②，８０の①②，８１の①②，８２の①及び④，８３の①②，８４の①②，８５の①②，８６の①②，８７の①②，８８の①②，８９の①②，９０の①②，９１，９２の①，９３，９４の①ないし③，乙４，１０１ないし１０４，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ６の各証言，弁論の全趣旨）
(5)安全審査会の審査等
ア上記(4)アのとおり内閣総理大臣から意見を求められた原子力委員会においては，原子力委員会委員長が，安全審査会に対し，昭和５０年５月２０日，設置法１４条の２第２項に基づき，同日付け「東京電力株式会社柏崎・刈羽原子力発電所の原子炉の設置に係る安全性について」と題する書面（甲６０の②）により本件申請の原子炉に係る安全性に関する事項（規制法２４条１項３号のうち技術的能力に係る事項及び４号に係る事項）を調査審議するよう指示し，それ以外の事項については，原子力委員会において直接審議した。なお，原子力委員会委員長は，安全審査会に対し，昭和５２年７月１９日，同日付け「東京電力株式会社柏崎・刈羽原子力発電所の原子炉の設置許可申請書の一部補正について（通知」と題する書面）（甲９２の②）により本件補正を通知した。
本件申請当時の安全審査会は，原子炉工学，核燃料工学，熱工学，放射線物理学等原子炉に関する専門的分野のほか，地震学や気象学等広範な分野から選ばれた，それぞれの分野における専門家である審査委員３０名及び調査委員２８名により構成された。


イ原子力委員会委員長から上記アのとおり調査審議するよう指示を受けた安全審査会は，本件申請に係る所要の調査審議を適切かつ効率的に行うため，昭和５０年５月２３日，第１３７回審査会において，部会である第１２０部会を設置した。
第１２０部会は，１３名の審査委員と１５名の調査委員とをもって構成された。これらの委員は，主として原子炉施設を担当するＡグループ，主として周辺公衆の被ばく線量評価等環境面に係る事項を担当するＢグループ並びに主として地質・地盤及び地震を担当するＣグループの３グループに分かれて，それぞれの分野における問題を各グループにおいて検討した。また，各グループの合同会合や部会全体での会合を開いて，関連する問題の検討を行ったほか，１２回にわたって現地調査を行うとともに，適宜審査状況を安全審査会に報告し，安全審査会における調査審議に付した。第１２０部会における各会合は，昭和５０年６月１０日から昭和５２年８月２日までの間に，全体会合が７回，Ａグループ会合が３９回，Ｂグループ会合が１１回，Ｃグループ会合が２０回，Ａ・Ｂグループ会合が２回，それぞれ開催され，第１２０部会は，昭和５２年８月１２日，部会報告書をとりまとめて安全審査会に報告した。
ウ安全審査会は，昭和５０年５月２３日から昭和５２年８月１２日までの間計２６回にわたり，本件補正に係る本件申請について原子力委員会から指示された事項につき調査審議した。そして，安全審査会は，第１２０部会の上記イの部会報告書を基に検討を行い，昭和５２年８月１２日，第１６２回審査会において「本原子炉の設置に係る安全性は，十分確保し得，るものと認める」との同日付け「東京電力株式会社柏崎・刈羽原子力発。電所の原子炉の設置に係る安全性について」と題する安全審査報告書を決定し，原子力委員会委員長に対して報告した。そこで，原子力委員会は，上記安全審査報告書を踏まえた上，本件補正に係る本件申請が規制法２４条１項各号所定の許可基準に適合しているかどうかについて調査審議した（以下原子力委員会及び同委員会に置かれた安全審査会による本件原子炉施設の安全性に関する審査を「本件安全審査」という。。）（甲５７の①②，６０の①ないし③，６１の①ないし③，６２の①ないし③，６３の①②，６４，６５の①②，６６の①②，６７の①②，６８，６９の①②，７０の①②，７１の①②，７２の①②，７３の①②，７４の①②，７５の①②，７６の①②，７７，７８の①②，７９の①②，８０の①②，８１の①②，８２の①ないし④，８３の①②，８４の①②，８５の①②，８６の①②，８７の①②，８８の①②，８９の①②，９０の①②，９１，９２の①ないし③，９３，９４の①ないし③，乙１ないし４，１０１ないし１０４，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ６の各証言，弁論の全趣旨）
(6)本件安全審査の基本方針及び審査事項等
ア本件安全審査においては，本件原子炉施設が平常運転時はもとより，万一の事故を想定した場合にも，一般公衆及び従事者の安全が確保されるように，所要の安全設計等が講じられていることを確認するために，次の事項が審査の基本方針及び審査事項とされた。
(ア)原子炉施設が設置される場所の地盤，地震，気象，水理等の自然事象及び交通等の人為事象によって原子炉施設の安全性が損なわれないような安全設計が講じられること。
(イ)平常運転時に放出される放射性物質による一般公衆の被ばく線量が，原子炉の設置，運転等に関する規則等の規定に基づき，許容線量等を定める件２条に規定する許容被ばく線量（年間０．５レム）以下に抑えられていることはもちろんのこと，更に，それをできるだけ少なくするような安全設計が講じられること。
(ウ)平常運転時において，従事者が許容被ばく線量を超える線量を受けないような放射線の防護及び管理が講じられること。
(エ)原子炉の運転に際し，異常の発生を早期に発見し，その拡大を未然に防止するような安全設計が講じられること。
(オ)原子炉の運転に際し，機器の故障，誤操作等が発生しても，燃料の健全性，冷却材圧力バウンダリの健全性等が損なわれないような安全設計が講じられること。
(カ)原子炉冷却材を包含している冷却材圧力バウンダリの健全性が損なわれ，冷却材が喪失するような事故，炉心の反応度を制御している制御系の健全性が損なわれ，反応度が異常に上昇するような事故等の発生を仮定しても，事故の拡大を防止し，放射性物質の放出を抑制できるような安全設計が講じられること。
(キ)重大事故及び仮想事故を仮定しても，その安全防護施設との関連において，一般公衆の安全が確保されるような立地条件を有していること。（甲３７，乙１ないし４，１０ないし１５，７８，９１，１３０，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ５の各証言，弁論の全趣旨）イ本件安全審査の方法については，次の方針がとられた。(ア)本件安全審査は，東京電力が提出した本件補正に係る本件申請書及びその添付資料に基づき行い，必要に応じて申請内容の補足資料及び参考文献の提出を求め審査を行う。
(イ)立地条件の評価に際し，敷地の地質・地盤等の自然的環境及び社会的環境については，書類による審査のほか，書類上の内容と照合するため，必要な事項について現地調査を実施する。
(ウ)非常用炉心冷却系の性能評価については，東京電力が行った性能評価を審査するほか，日本原子力研究所安全解析部の協力により別途にチェック計算を行い確認する。


(エ)本件安全審査においては，原子力委員会が指示した，(ａ)「原子炉立地審査指針及びその適用に関する判断のめやすについて（昭和３９」年５月２７日原子力委員会決定。乙１０。立地審査指針，(ｂ)「軽水）型動力炉の非常用炉心冷却系の安全評価指針について（昭和５０年５」月１３日原子力委員会決定。乙１１。ＥＣＣＳ安全評価指針，(ｃ)線）量目標値指針（乙１２，(ｄ)「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目）標値に対する評価指針について（昭和５１年９月２８日原子力委員会」決定。乙１３。線量目標値評価指針，(ｅ)「発電用軽水型原子炉施設）に関する安全設計審査指針について（昭和５２年６月１４日原子力委」員会決定。乙１４。安全設計審査指針，(ｆ)「発電用原子炉施設の安）全解析に関する気象指針について（昭和５２年６月１４日原子力委員」会決定。乙１５。気象指針）を用い，更に，安全審査会が原子炉施設の安全審査に当たり，解析条件，判断基準等を内規として運用するために作成した，(ａ)「沸騰水型原子炉に用いる８行８列型の燃料集合体について（昭和４９年１２月２５日。乙７８，(ｂ)「被曝計算に用いる」）放射能エネルギー等について（昭和５０年１１月１９日，(ｃ)「沸」）騰水型原子炉の炉心熱設計手法及び熱的運転制限値決定手法について」（昭和５１年２月１６日，(ｄ)「沸騰水型原子炉の炉心熱設計手法及）び熱的運転制限値決定手法の適用について（昭和５２年２月２３日，」）(ｅ)「発電用軽水型原子炉の反応度事故に対する評価方法について」（昭和５２年５月２０日。甲３７，乙１３０，(ｆ)「取替炉心検討会）報告書（昭和５２年５月２０日，(ｇ)「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（昭和５２年６月」１７日。乙９１）の各報告書を活用して行う。
(オ)本件安全審査に際しては，先行炉の審査経過及び諸外国の審査基準を参考として行うとともに，昭和５０年２月２１日に新潟県知事から，また同年４月１４日に柏崎市長から，それぞれ提出された本件原子炉敷地の地盤の審査に関する要望書の趣旨を尊重し，さらに，昭和５１年７月５日から同年８月４日までの間に本件原子炉の設置に関して地元の意見が文書によって提出されているので，そのうち，原子炉に係る安全性に関する意見についてその趣旨を尊重して審査・判断する。（甲３７，乙１ないし４，１０ないし１５，７８，９１，１３０，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ５の各証言，弁論の全趣旨）(7)東京電力の技術的能力に係る本件安全審査の内容
ア本件安全審査において検討された事項
本件補正に係る本件申請をした東京電力に，本件原子炉施設を設置するために必要な技術的能力及び運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があるか否かが判断された。
イ東京電力の技術的能力
東京電力には，以下のとおり，技術的能力があるものと判断された。(ア)東京電力は，昭和４１年１２月，東京電力福島第一原子力発電所。，（以下「福島第一原発」という）１号機を着工以来，２号機，３号機４号機，５号機及び６号機の建設実績並びに同１号機，２号機，３号機については運転実績を既に有している。そして，更に東京電力福島第二原子力発電所（以下「福島第二原発」という）１号機についても現在。建設中である。
(イ)本件原子炉施設の基本設計の実施，工事進捗の管理並びにこれらに付随する対外連絡等の業務に従事する約７０名の要員が継続的に，又は一時的に関与する見込みであり，また，現地において全工程を通じ実際の建設に従事する平均５０名の要員の合計１２０名の技術者を確保するとしている。そして，各部門の管理者については，原子力・火力発電所の建設，運転等に１０ないし２０年の経験を有する者がそのほとんどを占め，原子力技術者に限ってみても平均約１０年の経験を有している。さらに，技術能力の養成訓練を行うことを計画している。(ウ)本件原子炉施設の運転においては，発電所の運営管理，対外連絡等の業務を行う約１０名のほか，実際に発電所の運転管理を行う現地要員約１５０名の技術者を運転開始時までに確保することとしている。(エ)本件原子炉施設の運転に当たり，保健物理系，炉物理系，電気・機械系及び計測制御系等の知識を有し，原子力経験も５，６年以上のものが管理職となる人材を確保することが見込まれる。
(オ)法令上必要な主任技術者として，原子炉主任技術者有資格者１４名及び放射線取扱主任者有資格者４０名を有しており，十分確保されている。
（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）
(8)平常運転時における被ばく低減対策に係る本件安全審査の審査内容
ア本件安全審査において検討された事項
原子炉施設においては，放射性物質の有する危険性を顕在化させないために，放射性物質が冷却水中に現れることを抑制し，冷却水中から原子炉冷却系統設備外に現れる放射性物質を，その形態に応じて適切に処理し得る放射性廃棄物廃棄設備を設け，また，原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質からの放射線による公衆の被ばく線量を適切に評価し，それが，線量目標値指針が定める線量目標値を下回ることはもちろんのこと，ＩＣＲＰの１９５８年（昭和３３年）採択の勧告によるＡＬＡＰ（aslowas   practicable。すべての被ばくを実行可能（達成可能）な限り低く保つべきこと）の指針に従って可及的にその被ばく線量値を低減するような基本設計を行う必要があり，その上で，原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の量と環境中における線量率等を的確に監視することのできる放射線管理設備を設ける必要があると判断された。


そして，本件原子炉施設の平常運転時における被ばく低減対策に関し，本件安全審査において検討された事項は，以下のとおりであり，その際，原子力委員会が指示した(ア)線量目標値指針（乙１２，(イ)線量目標値）評価指針（乙１３）の各指針が用いられ，また，安全審査会が作成した「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（昭和５２年６月１７日）の報告書が活用された。」第１に，本件原子炉施設は，その平常運転時に伴って環境に放出される放射性物質の量を抑制できるものかどうか，すなわち，(ア)放射性物質が冷却水中に現れることを抑制できるかどうか，(イ)冷却水中から原子炉冷却系統設備外に現れる放射性物質を，その形態に応じて適切に処理し得る放射性廃棄物廃棄設備が設けられているかどうかを確認する。第２に，平常運転時における被ばく低減対策の総合的な妥当性を評価する観点から，本件原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の放射線による公衆の被ばく線量が適切に評価され，かつ，その評価値が許容被ばく線量である年間０．５レムを下回ることはもちろんのこと，線量目標値指針が定める線量目標値，すなわち，放射性希ガスからのガンマ線による全身被ばく線量及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被ばく線量の評価値の合計値については年間５ミリレム，放射性ヨウ素に起因する甲状腺被ばく線量の評価値については年間１５ミリレムをそれぞれ下回ることとなっているかどうかを確認する。
第３に，原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の量，環境中における線量率等をそれぞれ的確に監視することのできる放射線管理設備が設けられているかどうかを確認する。
イ放射性物質の種類
原子炉施設の平常運転時に排気筒から放出される放射性物質には，(ア)主として空気を構成している窒素，酸素，アルゴンが原子炉内及びその近傍で中性子に照射されて生ずる窒素１３，同１６，炭素１４，アルゴン４１等の放射化生成物と，原子炉内の燃料の核分裂によって発生したクリプトン８５，キセノン１３３等の核分裂生成物からなる気体状放射性物質，(イ)常温，常圧では液体状又は固体状であるが，高温では揮発して気体状の挙動を示し，燃料の核分裂によって生成する放射性ヨウ素（ヨウ素１３１，同１３３）等の揮発性放射性物質，(ウ)原子炉の冷却材中に含まれている微量の不純物が原子炉内の中性子に照射されて生ずる放射化生成物及び燃料から冷却材中に漏洩した微量の核分裂生成物から成り，塵埃等に付着して挙動するマンガン５４，コバルト５８，同６０，セシウム１３７等の粒子状放射性物質がある。原子炉施設の平常運転時に放出される放射性物質の放射線源としては，上記気体廃棄物のほかに，液体廃棄物中に含まれている放射性物質と原子炉施設に直接起因する放射線とがあり，前者は，粒子状放射性物質と同様の発生機構によって生成するので，そこに含まれている放射性核種もほぼ同様のものであるが，一般に，原子炉施設は液体廃棄物処理施設を設けているので比較的管理しやすいとされており，後者は，原子炉内の燃料が核分裂する際に発生する放射線と原子炉施設内に内蔵されている放射性物質が放出する放射線であり，これによって通常原子炉施設周辺で問題となるガンマ線についても，一般に原子炉容器，原子炉格納施設，使用済燃料プール，固体廃棄物貯蔵倉庫等において十分遮蔽されるので原子炉施設周辺に及ぼす影響は小さいとされている。
ウ一般公衆の被ばく経路
原子炉施設の平常運転時に放出される放射性物質によって，一般公衆が被ばくする際の主要な被ばく経路としては，(ア)気体として放出された放射性物質が空気中に拡散している間にこれから放出される放射線による外部被ばく，(イ)気体として放出された後，地表に沈着した放射性物質から放出される放射線による外部被ばく，(ウ)気体として放出された放射性物質を吸入したり，これらが付着した農作物等を摂取することによる内部被ばく，(エ)液体として放出された放射性物質から放出される放射線によって遊泳中や漁業活動中に受ける外部被ばく，(オ)液体として放出された放射性物質を取り込んだ海産物を摂取することによる内部被ばくがある。これまでの軽水型原子炉の運転経験，放射線等に関する調査・研究によれば，軽水型原子炉の平常運転に伴って放出される放射性物質の中では，量的にはクリプトン８５，キセノン１３３等の放射性希ガスが昀も多く，放射性希ガスは，透過力の強いガンマ線を放出するため，これに被ばくすると，全身被ばくの可能性が生ずること，揮発性放射性物質のうち，放射性ヨウ素は生成量が多く，物理的半減期も長いところ，放射性ヨウ素は海藻等に濃縮したり，葉菜類に付着する等の性質があるとともに，人体内部に取り込まれた場合には甲状腺に集まる特性があること，鉄，マンガン，コバルト等は，気体廃棄物中にはほとんど含まれていないが，液体廃棄物中に占める割合が多く，また，海産物中で濃縮する性質を有するため，それらを取り込んだ海産物を摂取した場合には，人体に比較的大きな被ばくを与える可能性があること，人体が被ばくすることによって受ける影響については，各臓器が個別的に被ばくする場合よりも全身にわたって被ばくする場合の方が大きいことが知られており，このような事実から，一般的に，一般公衆に対する上記被ばく経路のうち，(ア)の被ばく経路における希ガスから放出されるガンマ線による外部全身被ばくが昀も主要なもので，次に，(ウ)の被ばく経路におけるヨウ素に起因する内部甲状腺被ばく及び(オ)の被ばく経路における放射性物質による内部全身被ばくが主要なものであり，他の被ばく経路によるものは無視し得る程度のものであると考えられている。
本件安全審査においては，上記のような主要な被ばく経路について，公衆の被ばく線量を定量的に評価し，その値が十分低いものであれば，公衆の被ばく線量は，上記以外の経路の被ばくの寄与分を考慮しても，なお低く抑えられるとの判断に基づいて，本件原子炉施設の平常運転時における被ばく低減対策に関する安全審査が行われた。
エ施設内での放射性物質の蓄積


原子炉の平常運転に伴い原子炉施設内に蓄積される主な放射性物質としては，(ア)燃料の核分裂反応によって燃料被覆管内に生成される核分裂生成物と，(イ)冷却水が接する機器や配管の内面等の腐食によって生成された腐食生成物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の２種類があるところ，(ア)の核分裂生成物については，後記のとおり，本件原子炉施設において使用される燃料被覆管の健全性が維持されるような設計となっていること，(イ)の放射化生成物については，冷却水の水質を腐食の生じ難い清浄な状態に保つために原子炉冷却材浄化系濾過脱塩装置，復水濾過・脱塩装置等の水質管理を行う設備が設けられていることから，本件安全審査においては，本件原子炉施設は，放射性物質が冷却水中に現れるのを抑制できるものと判断された。
オ放射性廃棄物の廃棄設備について
原子炉施設においては，多数の燃料棒のうちのごく一部のものの燃料被覆管にピンホール等が生じる可能性があり，このピンホール等から核分裂生成物等が冷却水中に漏洩することがある。また，冷却水が接する機器や配管の内面等のすべてにわたって腐食を完全に防止することは困難であり，したがって，微量ではあるが冷却水中に放射性物質が現れることは避けられないところ，その大部分は，原子炉冷却系統設備内に閉じ込められるが，一部は，冷却水の清浄度を保つために行う浄化処理の過程において原子炉冷却系統設備外に取り出され，また，復水器から抽出される空気あるいはポンプ，バルブ等から漏洩してくる水と共に原子炉冷却系統設備外に漏洩する。したがって，これら原子炉冷却系統設備外に現れる放射性物質については，放射性廃棄物廃棄設備により適切な処理を行い，環境への放出をできる限り低く抑える必要がある。
本件安全審査においては，本件原子炉施設には，以下のとおり，原子炉冷却系統設備外に現れる放射性物質について，気体，液体，固体の各形態に応じて適切に処理し得る放射性廃棄物廃棄設備（別紙４のとおり）が設けられることが確認された。
(ア)気体状の放射性物質の場合
本件原子炉施設において発生する主な気体状の放射性物質としては，①平常運転時に，復水器内の真空を保つため復水器空気抽出器により復水器内から連続的に抽出される空気中に含まれる放射性物質，②タービンの停止後比較的短時間のうちにこれを再起動させる場合に，復水器内を真空にするために用いられる真空ポンプの運転により復水器内から間欠的に放出される空気中に含まれる放射性物質，③ポンプ，バルブ等から漏洩する冷却水の蒸気等により原子炉建家内等の空気に含まれる放射性物質の３種類があり，これらの気体状の放射性物質には，クリプトン，キセノン等の希ガス，空気中に浮遊する粒子状の放射性物質等がある。本件原子炉施設の基本設計においては，上記①は，空気抽出器を通った上，減衰管で約３０分間減衰され，更に，粒子状放射性物質を捕捉するフィルタ（濾過器）で固形物が除去されたのち，希ガスを長時間貯留してその濃度を低減させる効用を有する活性炭式希ガスホールドアップ装置，希ガス等を拡散，希釈するための高さ約１５０ｍの排気筒を経て排気されることになっているほか，上記②は，そのような間欠放出の回数は少なく，１回当たりの放射性物質の放出量も少ないことから，拡散，希釈するための上記排気筒を経て排気され，更に，上記③は，粒子状の放射性物質を捕捉するフィルタで固形物が除去されたのち，拡散，希釈するための排気筒を経て排気されることになっている。
(イ)液体状の放射性物質の場合
本件原子炉施設において発生する主な液体状の放射性物質としては，①ポンプ，バルブ等からの漏洩水等のうち，放射能濃度が高く，不純物が少ない機器ドレン廃液及び放射能濃度が低く不純物が多い床ドレン廃液，②復水脱塩装置や放射性廃棄物廃棄設備で使用された樹脂を再生する際に発生する再生廃液等の放射能濃度が高く，不純物が多い化学廃液，③発電所の従業者が使用した衣類等の洗濯により発生する廃液で，放射能濃度が低い洗濯廃液の３種類がある。
本件原子炉施設の基本設計においては，上記①のうち機器ドレン廃液は，収集タンクに集められ，クラッド除去装置及び濾過装置を経て放射化生成物を含む固形分が取り除かれたのち，イオン状の不純物を取り除くための脱塩装置を経て，復水貯蔵タンクに送られ，処理水は原子炉の冷却水等として再使用され，上記①のうち床ドレン廃液及び上記②の化学廃液は，収集タンクに集められたのち，蒸留して不純物を分離するための蒸発濃縮装置，蒸留水中のイオン状の不純物を取り除くための脱塩装置等を経て，処理水は原子炉の冷却水等として再使用され，蒸留した際に残る濃縮廃液は，固体状の放射性物質として処理され，また，上記③の洗濯廃液は，収集タンクに集められたのち，固形分を除くための濾過装置等を経て，処理水は復水器冷却用の海水に混合，希釈し，環境へ放出されることになっている。
(ウ)固体状の放射性物質の場合
本件原子炉施設において発生する主な固体状の放射性物質としては，①上記(イ)の冷却水の浄化処理等のために使用される脱塩装置等から発生する使用済樹脂，②上記(イ)の床ドレン廃液及び化学廃液の蒸発濃縮処理の結果として残る濃縮廃液，③機器の点検や修理の際に冷却水に触れるなどして放射性物質が付着した布切れや紙くず，気体状の放射性物質を捕捉するために使用されたフィルタ等の雑固体廃棄物の３種類がある。
本件原子炉施設の基本設計においては，上記①のうち比較的放射能濃度が低いものは，固化材と混合してドラム缶詰めする装置によってドラム缶詰めされ，比較的放射能濃度が高いもの及び上記②は，貯蔵タンクに貯蔵して放射能を減衰させた上，ドラム缶詰めされ，また，上記③は，圧縮減容する装置を経て，ドラム缶詰めされることになっており，更に，上記各ドラム缶は，固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵，保管される。
カ公衆の被ばく線量の評価


原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出された気体状及び液体状の放射性物質は大気中や海水中において拡散，希釈するが，公衆は，この拡散，希釈した放射性物質から放出される放射線によって被ばくしたり，更には，この拡散，希釈した放射性物質を吸入したり，それを取り込んだ海産物等を摂取したりすること等によって被ばくすることがあり得るが，本件安全審査においては，本件原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質について，以下のとおり，公衆の被ばく線量の評価の妥当性の審査を行い，その結果，上記評価は適切にされており，かつ，その評価値は許容被ばく線量である年間０．５レムを下回ることはもちろんのこと，線量目標値指針に定められた線量目標値をも下回るものであると判断された。(ア)本件安全審査においては，本件原子炉施設の平常運転に伴う公衆の被ばく線量評価方法の妥当性について以下のとおり検討し，いずれも妥当なものと判断された。
①本件原子炉施設から平常運転時（年間稼働率８０％）に大気中に放出される気体状放射性物質のうち，ａ復水器から連続的に抽出される空気中に含まれる放射性希ガスの放出率は，毎秒１．１ミリキュリー（年間放出量約２万８０００キュリー，ｂ原子炉建家等の換気設備）から連続的に放出される空気中に含まれる放射性希ガスの放出率は，毎秒０．６８ミリキュリー（年間放出量約１万７０００キュリー，）ｃ真空ポンプの運転により間欠放出される放射性希ガスの１回当たりの放出量は１０００キュリー，年間の放出回数は５回，ｄ真空ポンプの運転による間欠放出及び換気設備系から連続的に放出される放射性ヨウ素の放出量は年間約５．５キュリーとそれぞれ想定されているが，これらは，先行炉の実績を踏まえ，あるいは，先行炉の実績値（毎秒０．３キュリー）よりも高い全希ガス漏洩率（毎秒０．４キュリー）に基づいて計算されたものである。
また，本件原子炉施設から大気中に放出された気体廃棄物の拡散，希釈の状況については，気象条件は，季節毎の変化を考慮して本件原子炉施設敷地周辺における昭和４６年３月から昭和４７年２月までの気象観測で得られた実測値を用いて計算し（ただし，静穏時の場合は，風速を毎秒０．５ｍとし，風速毎秒０．５ないし２．０ｍのときの風向出現頻度に応じて各風向きに比例分配した，線量の計算は，排。）気筒を中心として１６方位に分割した陸側１０方位の周辺監視区域境界外について行い，希ガスのガンマ線による全身被ばく線量が昀大となる地点での線量を求めた。
②本件原子炉施設から平常運転時に海水中へ放出される液体廃棄物中の放射性物質（トリチウムを除く）の年間放出量は，洗濯廃液中の。約０．５５キュリー，濃縮処理による発生蒸気の凝縮水中の約０．０３キュリー，トリチウムの環境放出量は年間１００キュリー以下と，いずれも我が国における先行炉の実績等から推定されることから，液体廃棄物等の放射性物質による全身被ばく線量及び甲状腺被ばく線量の評価を行う際には，液体廃棄物処理系統の運用の変動を考慮して，トリチウムを除く液体廃棄物の年間放出量を１キュリー，トリチウムの年間放出量を１００キュリーと想定した。
また，本件原子炉施設から海水中に放出された液体廃棄物の拡散，希釈の状況については，復水器冷却水放水口に放出された液体廃棄物は，実際はその放出後，前面海域において拡散，希釈することによってその濃度は低くなるにもかかわらず，その効果を無視し，上記放水口における濃度がそのまま用いられた。
(イ)本件安全審査においては，上記のような各種の条件を設定して，本件原子炉の平常運転に伴う公衆の被ばく線量を計算した場合，希ガスから放出されるガンマ線による全身被ばく線量が昀大となる地点は，排気筒南方約７４０ｍの周辺監視区域境界であり，その線量は年間約０．３ミリレムであること，液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被ばく線量が年間約０．２ミリレムであること，したがって，全身被ばく線量値は合計して年間約０．５ミリレムと評価されること，また，気体廃棄物中に含まれる放射性ヨウ素に起因する甲状腺被ばく線量が昀大となる地点は，将来の集落の形成や葉菜又は牛乳摂取による被ばく経路の存在を考慮すると，排気筒の南約１．２㎞の敷地境界外であり，その地点における気体廃棄物中の放射性ヨウ素の呼吸，葉菜及び牛乳摂取による年間の甲状腺被ばく線量は，成人で約０．２ミリレム，幼児で約１．４ミリレム，乳児で約１．２ミリレムであること，液体廃棄物中に含まれる放射性ヨウ素による甲状腺被ばく線量は，海藻類を摂取する場合，成人で年間約０．０２ミリレム，幼児及び乳児で年間約０．０５ミリレムとなり，海藻類を摂取しない場合，成人で年間約０．０１ミリレム，幼児で年間約０．０４ミリレム，乳児で年間約０．０３ミリレムとなること，気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれる放射性ヨウ素を同時に摂取する場合の甲状腺被ばく線量の昀大値は幼児の場合で年間約１．４ミリレムであることが確認された。そして，計算された被ばく線量の昀大値は，全身被ばく線量について年間約０．５ミリレム，甲状腺被ばく線量について年間約１．４ミリレムであり，線量目標値指針に定める全身被ばく線量（年間５ミリレム，甲状腺被ばく線量（年間１５ミリレム）の線）量目標値を下回っており，以上の評価にとり上げられていない原子炉施設からの直接線量及びスカイシャイン線量は，原子炉建家のコンクリート壁等によって十分遮蔽され，人の住居の可能性のある敷地境界において年間５ミリレム以下となることを目標に抑えられ，かつ，また，この線量は，線源が固定されているため，距離が離れるにしたがって急激に減衰するという性質を考慮すると，一般公衆の被ばく線量に寄与する地点は，敷地境界近傍に限られ，他の被ばく線量として，ベータ線による皮膚被ばく線量，海水浴中に受ける被ばく線量，大気中に放出された粒子状放射性物質に起因する被ばく線量等があるが，これらの被ばく線量については，一般に小さい寄与しか与えないことにかんがみ，これらによる線量等を考慮しても，周辺監視区域外における被ばく線量は，許容被曝線量等を定める件所定の許容被ばく線量年間０．５レム（年間５００ミリレム）をはるかに下回るものと判断された。
キ放射性物質の放出量等の監視
本件安全審査においては，本件原子炉施設には，以下のように，その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，環境中における線量率等をそれぞれ的確に監視することのできる放射線管理設備が設けられていると判断された。


(ア)本件原子炉施設には，気体廃棄物について，活性炭式希ガスホールドアップ装置の前後にそれぞれ放射線量を連続的に監視する放射線モニター，排気筒からの放出量を連続的に監視するために排気筒に放射線モニターが設けられている。
(イ)本件原子炉施設には，液体廃棄物について，環境に放出する前に放射性物質の濃度が十分に低いことを確認するため，いったんサンプルタンクに貯留し，放射性物質の濃度をサンプリングして測定する設備，復水器の冷却水放水路につながる排水環境に放出量を連続的に監視する放射線モニターが設けられている。
(ウ)本件原子炉施設の周辺には，環境中の線量率等を監視するためのモニタリングポスト９基が設置され，外部放射線量率を連続監視するほか，気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の一般公衆の被ばく評価に資するために発電所敷地内に風速，日射量，放射収支量等を連続観測する設備が設けられている。
（甲１，乙１ないし４，１２，１３，１６，１８，１９，４５，９１，９２の①ないし④，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ５の各証言，弁論の全趣旨）
(9)原子炉施設の事故防止対策に係る本件安全審査の審査内容
ア本件安全審査において検討された事項
原子炉施設においては，放射性物質の有する危険性を顕在化させないために，平常運転時に発生する放射性物質のうち，燃料被覆管内に存在する核分裂生成物等を燃料被覆管内に，冷却材中に存在する核分裂生成物及び腐食生成物等を圧力バウンダリ又はこれを含む原子炉冷却系統設備内にそれぞれ閉じ込め，異常時には，前者を燃料被覆管内に，後者を圧力バウンダリにそれぞれ閉じ込め，これらが環境へ放出されないように防止する必要があり，そのためには，燃料被覆管や圧力バウンダリ等の健全性が損なわれるおそれのある事態が発生しないような対策を講じる必要があり，具体的には，まず，燃料被覆管や圧力バウンダリ自体における異常の発生を防止することが基本となり（異常発生防止対策，次に，上記異常が発生）した場合においては，それが拡大したり，更には放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態にまで発展拡大することを防止することが必要となり（異常拡大防止対策，また，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という結果を防止する（放射性物質異常放出防止対策）といういわゆる多重防護の考え方に基づいた各種の事故防止対策が原子炉施設の安全性を確保するために講じられる必要があると判断された。そして，本件原子炉施設の事故防止対策に関し，本件安全審査において検討された事項は，以下のとおりであり，その際，原子力委員会が指示した(ア)ＥＣＣＳ安全評価指針（乙１１，(イ)安全設計審査指針（乙１）４）の各指針が用いられ，また，安全審査会が作成した(ア)「沸騰水型原子炉に用いる８行８列型の燃料集合体について（昭和４９年１２月２５」日，(イ)「沸騰水型原子炉の炉心熱設計手法及び熱的運転制限値決定手）法について（昭和５１年２月１６日，(ウ)「沸騰水型原子炉の炉心熱」）設計手法及び熱的運転制限値決定手法の適用について（昭和５２年２月」２３日，(エ)「発電用軽水型原子炉の反応度事故に対する評価方法につ）いて（昭和５２年５月２０日，(オ)「取替炉心検討会報告書   （昭和５」）」２年５月２０日）の各報告書が活用された。
(ア)異常発生防止対策
本件原子炉施設は，燃料被覆管や圧力バウンダリ自体における異常の発生を防止することができるかどうか，これらの健全性に影響を与える他の機器等の異常の発生を防止することができるかどうか，具体的には，①燃料の核分裂反応を確実かつ安定的に制御することができるかどうか，②核分裂生成物等を閉じ込めるべき燃料被覆管は，熱的，機械的，化学的影響によってその健全性が損なわれることのない余裕のあるものかどうか，③放射性物質を閉じ込めるべき圧力バウンダリは，機械的，化学的影響によってその健全性が損なわれることのない余裕のあるものかどうか，④燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備は，これらに起因する異常の発生を防止し得る信頼性が確保されるかどうかを確認する。
(イ)異常拡大防止対策
本件原子炉施設は，異常が発生した場合においても，それが拡大したり，更には放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態にまで発展することを防止できるかどうか，具体的には，①燃料被覆管及び圧力バウンダリ並びにこれらの健全性に影響を及ぼすおそれのある設備に異常が発生した場合，所要の措置が採れるよう，その異常の発生を早期にかつ確実に検知し得るかどうか，②燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備に発生した異常が大きなものであり，それに対し，迅速な措置を講じなければ燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性が損なわれるおそれのある場合に備え，所要の安全保護設備が設置されるかどうか，③安全保護設備は，いずれも確実に所期の機能を発揮し，信頼性が確保されるかどうか，④安全保護設備等の設計の総合的な妥当性に関する解析評価（原子炉施設の寿命期間中にその発生が予測される代表的な起因事象をいくつか想定し，その評価結果が厳しくなるような前提条件を設定して行う解析評価，以下「運転時の異常な過渡変化解析」という）によっても，燃料被覆管及び圧力バウ。ンダリの各健全性を確保できることとなっているかどうかを確認する。
(ウ)放射性物質異常放出防止対策
本件原子炉施設は，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，放射性物質の環境への異常な放出という結果を防止し，公共の安全を確保することができるかどうか，具体的には，①圧力バウンダリを構成する配管の破断等が発生する場合に備え，所要の安全防護設備が設置されるかどうか，②安全防護設備は，いずれも確実に所期の機能を発揮し，信頼性が確保されるかどうか，③安全防護設備等の設計の総合的な妥当性に関する解析評価（原子炉施設において現実に発生する可能性は極めて少ないが，あえて放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態をもたらす代表的な起因事象をいくつか想定し，その評価結果が厳しくなるような条件設定して行う解析評価。以下「事故解析」という）によっても，放射性物質の環境への異常な。放出が防止できるかどうかを確認する。
イ異常発生防止対策について
本件安全審査においては，以下のとおり，本件原子炉施設は，その基本設計において，燃料被覆管や圧力バウンダリ自体における異常の発生を防止するとともに，これらの健全性に影響を与える他の機器等の異常の発生を防止するところの異常発生防止対策が講じられるものと判断された。
(ア)燃料の核分裂反応の確実かつ安定的制御


燃料被覆管や圧力バウンダリの健全性を維持し，原子炉における異常の発生を防止するためには，まず，燃料の核分裂反応を確実に，かつ安定的に制御する必要があるところ，本件原子炉施設において使用される燃料の濃縮度（燃料中の全ウランに対するウラン２３５の占める重量の割合）は，平均で約２．２％と低濃縮度のものであり，また，本件原子炉は，軽水型原子炉であって，核分裂反応の割合が増大して燃料及び冷却材の各温度が上昇すれば，それに伴って核分裂反応が抑制されるという性質，すなわち，核分裂反応に対して固有の自己制御性を有することから，燃料の制御不能な核分裂反応が生ずることはない仕組みになっているほか，本件原子炉施設には，燃料の核分裂反応を安定的に制御する反応度制御系（制御棒，再循環流量制御系等からなる原子炉出力制御）設備が設けられている。本件安全審査においては，上記諸点が確認されたとして，本件原子炉施設は，燃料の核分裂反応を確実に，かつ安定的に制御することができるものと判断された。
(イ)燃料被覆管の健全性の維持
本件原子炉に使用される燃料被覆管の上端には約３０㎝の空間（プレナム）が設けられており，ここに，核分裂で生成されたガス状の生成物を溜めて，被覆管内の圧力が過度にならないようにしてある。本件原子炉稼働中は，燃料ペレットの中心部の温度は，約１８３０℃に達するが，燃料ペレットの熱伝導率が低いため，燃料ペレットの表面温度は約５００℃，燃料被覆管昀高温度は約３８０℃に止まる。
燃料ペレットを密封し，核分裂生成物等を閉じ込めている燃料被覆管は，損傷を防止し，その健全性を維持するために余裕をもった設計が行わなければならないが，燃料被覆管を損傷させる要因として，①核分裂反応によって発生する熱に比べて除去される熱が少ないために燃料被覆管の温度が上昇し，燃料被覆管が焼損すること，②燃料ペレットと燃料被覆管との相対的な熱膨張差によって生じるひずみにより燃料被覆管が機械的に損傷してしまうこと，③燃料ペレットから浸出した，主としてガス状の核分裂生成物等による内圧や冷却材による外圧等により燃料被覆管が機械的に損傷すること，④燃料被覆管が冷却材中の不純物等により化学的腐食を起こし損傷すること等が挙げられる。
本件原子炉施設においては，定格出力（電気出力約１１０万ｋＷ）で運転等における昀小限界出力比が，燃料被覆管を焼損させないための限界値１．０７を十分に上回る１．１９以上に維持し得るように設計され，燃料被覆管の焼損防止策が施されている。また，燃料ペレットと燃料被覆管の熱膨張差は，平常運転時における燃料の単位長さ当たりの発熱量（線出力密度）の大小に依存するところ，発熱量は，燃料被覆管が損傷を起こすおそれの生じる約８３ｋＷ／ｍを十分に下回る約４４ｋＷ／ｍ以下に抑えられており，本件原子炉施設には，燃料ペレットとの熱膨張差による燃料被覆管の機械的損傷防止策が施されている。さらに，本件原子炉施設において使用される燃料被覆管が十分な強度をもって設計され，内圧や外圧等による燃料被覆管の機械的損傷防止策が施され，また，燃料被覆管には耐食性に優れた金属（ジルカロイ－２）が使用されることから，燃料被覆管の化学的腐食による損傷防止策も施されている。本件安全審査においては，上記諸点が確認されたとして，本件原子炉施設の燃料被覆管は，熱的，機械的，化学的影響によってその健全性が損なわれることのない，余裕のあるものが使用されると判断された。
(ウ)圧力バウンダリの健全性の維持
燃料被覆管とともに放射性物質を閉じ込める重要な機能を担う圧力バウンダリも，その健全性を維持することのできる余裕をもった設計が行わなければならないが，圧力バウンダリを損傷させるに至る要因として，①圧力容器内の圧力等が過大となって圧力バウンダリが機械的に損傷すること，②圧力バウンダリ自体が核分裂反応による中性子照射を受け続けることにより脆性破壊を起こすこと，③圧力バウンダリが冷却材中の不純物等により化学的腐食を起こして損傷すること等が挙げられる。本件原子炉施設においては，圧力容器の設計圧力が約８８㎏／ｃｍ２に設定され，圧力容器内の圧力を圧力制御装置によって自動的に約７１㎏／ｃｍに保つように設計されており，圧力バウンダリの機械的損傷２の防止策が施され，また，①脆性破壊防止を十分考慮した延性の高い材料が使用され，②圧力容器内に脆性遷移温度の変化を知るための試験片が取り付けられ，③圧力容器の昀低使用温度を脆性遷移温度より３３℃以上高くすることができるように設計されており，圧力容器の脆性破壊防止策も施されている。さらに，本件原子炉施設においては，①必要に応じて，耐食性に優れた材料であるステンレス鋼が使用され，②腐食の要因となる冷却材中の塩素濃度，ｐＨ値等が管理されているなど，冷却材について，適切な水質管理ができるように設計されており，圧力バウンダリの化学的腐食による損傷防止策が施され，また，圧力バウンダリを構成する機器及び配管は，運転開始後の検査によって，その健全性を確認できるように設計されている。
本件安全審査においては，上記諸点が確認されたとして，本件原子炉施設の圧力バウンダリは，機械的，化学的影響によってその健全性が損なわれることのない，余裕のあるものであると判断された。(エ)燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれの
ある設備の信頼性の確保
燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備は，信頼性が確保され，原子炉が安定して運転し得るだけの余裕のある設計がされなければならないが，燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備としては，燃料棒を支持する炉心支持構造物等の圧力容器内部の構造物，原子炉冷却系統設備，原子炉出力制御設備等があるが，これらの設備については，①性能や強度等に余裕をもった設計とし，また，②誤操作防止のため，運転員の操作に対する適切な配慮をするとともに，③必要な場合には自動制御装置を設置する必要がある。
本件原子炉施設の基本設計においては，上記各設備がいずれも性能や強度等に十分な余裕をもって設計され，①原子炉冷却系統設備や原子炉出力制御設備等に，各設備の状態を正確に把握することができるように，圧力，温度，流量等を測定する計測装置が設けられ，②原子炉出力制御設備には，運転員が誤って制御棒を引き抜こうとしても同時に２本以上引き抜けなくする等のインターロックが掛かる装置が設けられており，誤操作の防止策が講じられている。さらに，本件原子炉施設の基本設計には，平常運転中タービン入口の蒸気加減弁を自動的に作動させることにより圧力容器内の圧力を一定に保持する圧力制御装置，並びに主蒸気流量，給水流量及び原子炉水位の３要素により圧力容器内の水位を自動的にあらかじめ設定された値に保持する水位制御装置が設けられるなど，原子炉の運転が正常な状態からずれた場合，これを自動的に修正する自動制御装置が設けられている。


本件安全審査においては，上記諸点が確認されたとして，本件原子炉施設における燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備は，信頼性が確保され，原子炉は安定して運転し得るものと判断された。
ウ異常拡大防止対策について
本件安全審査においては，以上のとおり，本件原子炉施設について異常発生防止対策が講じられていると判断されたが，それにもかかわらず異常が発生した場合に備えて，以下のとおり，本件原子炉施設は，その基本設計において，異常が拡大したり，更には放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態にまで発展することを防止する対策が講じられているかどうかが検討され，その結果，上記対策が講じられていると判断された。
(ア)異常発生の早期かつ確実な検知
燃料被覆管及び圧力バウンダリ並びにこれらの健全性に影響を及ぼすおそれのある設備に異常が発生した場合に所要の措置が採れるよう，異常の発生を早期に，かつ確実に検知する必要があるが，本件原子炉施設には，燃料被覆管の損傷を検知するために，冷却材中の放射能レベルを測定監視する計測装置，圧力バウンダリを構成する機器等からの冷却材の漏洩を検知する漏洩監視装置，原子炉の出力や原子炉冷却系統設備等の圧力，温度，流量等を測定監視する計測装置等が設置され，異常の発生を検知した場合には，原子炉の停止等所要の措置が採れるように，直ちに警報を発する警報装置が設けられている設計である。本件安全審査においては，上記諸点が確認されたとして，本件原子炉施設は，異常の発生を早期にかつ確実に検知し得るものと判断された。
(イ)安全保護設備の設置
燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備に発生した異常が大きなものであり，それに対し，迅速な措置を講じなければ燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性が損なわれるおそれのある場合に備え，所要の安全保護設備が設置される必要があるが，本件原子炉施設の基本設計においては，①原子炉冷却系統設備等に何らかの異常が発生し，圧力容器内の内圧の上昇や水位の低下等が生じた場合に，必要に応じて原子炉を緊急に停止させるために全制御棒が自動的に，かつ瞬間的に挿入される原子炉緊急停止装置が設けられ，②給水系による圧力容器への給水が停止した場合に，自動的に圧力容器へ給水することにより，圧力容器内の水位を維持するとともに原子炉停止後も残存する炉心の崩壊熱等を除去するための原子炉隔離時冷却系設備等が設けられ，更に，③圧力バウンダリ内の圧力が過度に上昇するような異常が生じた場合に，圧力バウンダリ内を減圧する逃し安全弁が設けられている。
本件安全審査においては，上記諸点が確認されたとして，本件原子炉施設には，燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある異常に備え，所要の安全保護設備が設置されるものと判断された。
(ウ)安全保護設備の信頼性の確保
本件原子炉施設においては，①安全保護設備がいずれも十分な性能，強度等を有するように設計され，②安全保護設備のうち原子炉緊急停止装置については，上記装置用の電源が何らかの原因で喪失した場合においても自動的に制御棒が炉心内に挿入され，原子炉を停止させる能力を有するように設計されるとともに，上記装置を作動させる回路は多重性と独立性とを有するように設計されており，また，全制御棒のうちの昀大反応度価値を有する制御棒１本が完全に引き抜かれている状態を仮定した場合においても，その他の制御棒を挿入することによって原子炉を停止する能力を有するように設計され，③原子炉隔離時冷却系設備等については，外部電力を用いず，圧力容器内で炉心の崩壊熱により発生する蒸気の一部を用いてタービン駆動のポンプを作動させることにより，原子炉停止後の崩壊熱等の除去及び圧力容器内の水位の維持を行う能力を有するように設計されている。さらに，④主蒸気系の安全弁については，構造が簡単で信頼性が高く，かつその開閉動作について電源等を一切必要としないバネ式のものが使用され，⑤安全保護設備は，その信頼性を常に保持するため，運転開始後もその性能が引き続き確保されていることを確認するための試験を行えるように設計されている。本件安全審査においては，上記諸点が確認されたとして，本件原子炉施設に設置される安全保護設備は，いずれも確実に所期の機能を発揮し得ると判断された。
(エ)安全保護設備等の設計の総合的な妥当性の解析評価本件原子炉施設の安全保護設備は，以上のとおり，いずれも信頼性が確保されるものと判断されたが，本件安全審査においては，更に，以下のとおり，運転時の異常な過渡変化解析が行われ，安全保護設備等の設計の総合的な妥当性が審査された。
すなわち，具体的には，上記異常な過渡変化として，本件原子炉施設の寿命期間中にその発生が予想される代表的な異常事象である①再循環系の過渡変化（再循環ポンプ１台軸固着，再循環ポンプトリップ，再循環流量制御器誤作動，再循環ループ誤作動，②給水系の過渡変化（給）水制御器故障，給水加熱喪失，全給水流量喪失，③主蒸気系の過渡変）化（発電機負荷遮断，タービン・トリップ（タービン主蒸気止め弁閉鎖，主蒸気隔離弁閉鎖，圧力制御装置の故障，逃し安全弁の開放，））④制御棒系の過渡変化（起動時における制御棒引抜，出力運転中の制御棒引抜，⑤その他の過渡変化（高圧スプレイ系の誤起動，外部電源喪）失）を想定し，これらの事象について，安全保護設備のうち昀もその評価結果が厳しくなるような機器の一つが単一の事象に起因して故障し（ただし，単一の事象に起因して必然的に起こる多重故障を含む，。）その機器の有する安全上の機能が発揮されないこと（以下「単一故障」という）を想定するなどの厳しい前提条件を設定して行われた解析結。果が検討された。
その結果，昀小限界出力比は，昀も厳しい過渡現象である給水加熱喪失時及び発電機負荷遮断（タービン・バイパス弁不作動）時でも，限界値１．０７を下回ることがないこと，燃料の線出力密度が昀も厳しくなる出力運転中の制御棒引抜時においても，線出力密度は，約５６ｋＷ／ｍであり，燃料被覆管の１％塑性歪に対応する線出力密度を下回っていること，急激な反応度増加を伴う過渡現象としてとり上げた起動時の制御棒引抜の場合の燃料ペレット昀大エンタルピも許容設計限界値を下回っていることから，いかなる運転時の異常な過渡変化時においても，燃料被覆管の許容設計限界を超えることはないと判断され，また，早期炉心において原子炉圧力が昀大となる発電負荷遮断（タービン・バイパス弁不作動）時の，昀大圧力は，７９．８㎏／ｃｍであり，平衡炉心末２期のスクラム特性の劣化を考慮しても，昀大圧力は，８０．１㎏／ｃｍに抑えられ，これらの数値は設計圧力の１．１倍の圧力（９６．７㎏２／ｃｍ）を下回っていることから，圧力バウンダリの健全性が保たれ２ていると判断された。


本件安全審査においては，上記諸点が確認された結果，本件原子炉は，沸騰水型原子炉がもつ自己制御性と種々の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的に制御し，燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性を保持できることが確認された。
(オ)タービン・トリップの解析評価
タービン主蒸気止め弁が閉鎖すれば，主蒸気の遮断により原子炉圧力が上昇し，ボイド（気泡）が潰れることによる正の反応度投入によって中性子束は増加する。
しかし，タービン主蒸気止め弁閉スクラムによる負の反応度投入によって中性子束の増加が抑えられ，また，逃し安全弁の作動によって圧力上昇が抑制され，事象は収束する（乙３の１０－３６ないし３９頁。）この過渡変化の解析に当たっては，評価結果を厳しくするため，定格出力の約１０５％での運転を仮定し，また，タービン・バイパス弁が作動しないと仮定するなどの前提条件を設定した（乙３の１０－３７ないし３９頁。）
その解析評価によれば，高出力運転中のタービン・トリップ時においても昀小限界出力比が許容限界値を下回ることがないこと，また，表面熱流束の昀大値は定格値の１０８％にとどまり，燃料の線出力密度は燃料被覆管の１％円周方向塑性歪に対応する線出力密度を下回っていること，原子炉冷却材圧力バウンダリの昀高圧力が，本件原子炉冷却材圧力バウンダリの昀高使用圧力を超えることはないとされていることなどから，燃料被覆管及び原子炉冷却材圧力バウンダリ等の健全性は保持されるとの評価結果は，妥当なものと判断された（乙３の１０－３７ないし３９頁，乙４の３９，４０，４２，４４頁。）
(カ)再循環流量制御系の誤動作
再循環流量制御系の誤動作においては，炉心流量の増加に伴い，ボイドが減少し，中性子束が増加して出力が増加するが，中性子束の増大により，中性子束高スクラム信号が発生して，原子炉はスクラムし，事象は収束する（乙３の１０－２５ないし２７頁。）
この過渡変化の解析に当たっては，評価結果を厳しくするため，原子炉は自動流量制御範囲の下限で運転中であり，主制御器の誤作動により昀大となる毎秒１１％の流量増加率の増加要求信号が発生した場合であると仮定するなどの前提条件を設定した（乙３の１０－２６頁。）その解析評価によれば，再循環流量制御系の誤動作時においても，昀小限界出力比は許容限界値を下回ることはないこと，表面熱流束は定格値の約８０％にとどまること，また，原子炉圧力はわずかに上昇するにとどまり，原子炉冷却材圧力バウンダリに係る圧力は，昀高使用圧力を大きく下回るとされていることから，燃料被覆管及び原子炉冷却材圧力バウンダリ等の健全性を保持するとの評価結果は妥当なものと判断された（乙３の１０－２６・２７頁，４の３９ないし４１，４４頁。）
エ放射性物質異常放出防止対策について
本件安全審査においては，以上のとおり，本件原子炉施設について異常発生防止対策及び異常拡大防止対策がそれぞれ講じられているものと判断されたが，それにもかかわらず，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備えて，以下のとおり，放射性物質の環境への異常放出という結果を防止する対策が講じられているかどうかが検討され，その結果，上記対策が講じられていると判断された。
(ア)安全防護設備の設置
本件原子炉施設の基本設計には放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態の発生に備えて，①別紙５のとおり，燃料被覆管の重大な損傷を防止するに十分な量の冷却材を炉心に注入するための高圧炉心スプレイ系一系統，自動減圧系一系統，低圧炉心スプレイ系一系統及び低圧注水系３系統からなるＥＣＣＳ，②圧力バウンダリから放出される放射性物質を閉じ込めるための高い気密性（漏洩率は，１日当たり０．５％以下）を有する格納容器，③圧力バウンダリから高温の蒸気等が放出された場合に格納容器の健全性を確保するため，格納容器内の雰囲気（格納容器内部の空間の状態）を冷却，減圧し，更に，上記蒸気中に浮遊している放射性物質を洗い落とす格納容器スプレイ冷却系設備，④格納容器から原子炉建家内に漏洩した放射性物質を環境に異常に放出させないための放射性物質除去フィルタ（設計上のヨウ素除去率９９％以上）等からなる非常用ガス処理系設備等が設けられている。本件安全審査においては，上記諸点が確認されたとして，本件原子炉施設には，圧力バウンダリを構成するいかなる配管の破断等の異常を想定しても，放射性物質を環境に異常に放出することを防止し得る安全防護設備が設置されるものと判断された。
(イ)安全防護設備の信頼性
①本件原子炉施設に設置される安全防護設備は，いずれも十分な性能，強度等を有するように設計されるとともに，定期的な試験，検査を実施できるように設計されていると認められた。
②ＥＣＣＳは，炉心への注水機能を有する高圧炉心スプレイ系一系統，低圧炉心スプレイ系一系統及び低圧注水系３系統，並びに原子炉の減圧機能を有する自動減圧系一系統から構成されているところ，これらの各系統は，外部電源が喪失した場合に備えて，非常用電源により作動させ得るように設計され，注水機能を有する系統については，低圧炉心スプレイ系一系統及び低圧注水系一系統（区分Ⅰ，低圧注水系）二系統（区分Ⅱ，高圧炉心スプレイ系一系統（区分Ⅲ）の独立した）３区分に分離され，それぞれ一台のディーゼル発電機に，また，自動減圧系については蓄電池に接続されている。そして，中小口径破断時には，区分Ⅲが作動するが，仮にこの区分が作動しない場合でも自動減圧系が作動すると共に，これと連携して区分Ⅰ及び区分Ⅱの２区分が作動し，大口径破断時には，区分Ⅰ，区分Ⅱ及び区分Ⅲの３区分が作動し，いずれも１区分の不作動があっても対処できるなど，これらの系統は，圧力バウンダリを構成するいかなる配管の破断の際にも，上記３区分のうち１区分の系統の不作動があっても対処できる設計と認められた。
すなわち，ａ想定される配管破断等による原子炉冷却材喪失に対して，燃料及び燃料被覆管の重大な損傷を防止でき，かつ，燃料被覆管の金属と水との反応を十分小さな量に制限できる設計であること，ｂ非常用所内電源系のみの運転下で単一故障を仮定しても，系統の安全機能が達成できるように，独立性を有する設計であること，ｃ定期的に試験及び検査ができるとともに，その健全性及び多重性の維持を確認するため，独立に各系の試験及び検査ができる設計であることなどが確認された結果（乙３の８－１００・１０１頁，本件原子炉施設）のＥＣＣＳは，確実に所期の機能を発揮し，信頼性が確保されるものと判断された（乙４の３２，３３頁。。）


③格納容器は，脆性破壊を防止するため，昀低使用温度より１７℃以上低い脆性遷移温度を有する材料が使用され，更に，冷却材喪失事故時に格納容器の隔離機能を確保するため，格納容器を貫通する配管のうち閉鎖を要求されるものについて隔離弁が設けられていることが認められた。
④格納容器スプレイ冷却系設備及び非常用ガス処理系設備は，いずれも十分な性能を有する互いに独立した二つの系統が設けられ，かつ，外部電源が喪失した場合に備えていずれもディーゼル発電機等の非常用電源により作動させ得るように設計されていると判断された。⑤本件安全審査においては，上記諸点が確認されたとして，本件原子炉施設に設置される安全防護設備は，いずれも確実に所期の機能を発揮し得るものと判断された。
(ウ)安全防護設備等の設計の総合的な妥当性の解析評価本件原子炉施設の安全防護設備は，以上のとおり，いずれも信頼性が確保されるものと判断されたが，本件安全審査においては，更に，以下のとおり，あえて放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態の発生を想定した場合の事故解析が行われ，安全防護設備等の設計の総合的な妥当性が審査された。
すなわち，具体的には，①反応度事故として，制御棒落下事故，②圧力バウンダリにある機器の破損，配管の破断によって引き起こされる事故として，冷却材喪失事故，③圧力バウンダリ外にある機器の破損，配管の破断等によって引き起こされる事故として，主蒸気管破断事故，④機器取扱事故として，燃料取扱事故，⑤放射性廃棄物廃棄施設における事故として，活性炭式希ガスホールドアップ装置破損事故を想定し，これらの事象について，単一事故を過程（仮定）した上で，評価結果が厳しくなるような前提条件を設定して行われた解析結果が検討された。なお，冷却材喪失事故については，炉心の冷却にとって昀も厳しい結果となる定格出力の約１０５％での運転中に，冷却材再循環系配管の１本が瞬時に完全に破断し，冷却材再循環系配管の破断と同時に外部電源が喪失し，かつ，事故時に作動が要求されているＥＣＣＳに動的機器の単一故障（低圧炉心スプレイ系の非常用ディーゼル発電機の故障）が起こるなどと仮定し，解析結果を厳しくするための前提条件を設定したと），ころ（乙２の１０－３－１９頁，①燃料被覆管の延性が極度に失われ炉心の冷却可能形状を保持し続けることができなくなるのは，燃料被覆管の昀高温度が１２００℃を超えた場合，又は燃料被覆管の延性を失わせる全酸化量が酸化前の燃料被覆管の厚さの１５％を超えた場合であるが，燃料被覆管の昀高温度は約８８６℃であるので，燃料被覆管の損傷はなく，燃料被覆管の破裂に至るような周方向応力も生じないこと，また，燃料被覆管における全酸化量は，酸化前の燃料被覆管の厚さに対して昀大約０．３％と小さいことから燃料被覆管の延性は失わないことなどによって燃料棒は冷却可能な形状に維持され，燃料の冷却は確保されること，②破断した配管から放出される冷却水及び水－ジルコニウム反応により発生した水素により原子炉格納容器内の圧力は上昇するものの，本件原子炉格納容器の設計圧力を超えることはないことなどから，ＥＣＣＳ，原子炉格納容器等の設計は妥当なものと判断された（乙４の４６ないし４８頁。）
その結果，本件安全審査においては，事故事象の分類，代表事故の選定は，事故の発生原因，事故経過及び結果からみて妥当なものであり，本件原子炉施設は，万一，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ても，放射性物質の環境への異常な放出を防止できるものとなっていることが確認され，本件原子炉施設の安全防護設備等の設計は，総合的にみて妥当なものであると判断された（乙２の１０－３－１ないし５，６２ないし９０頁，乙４の４４ないし４９頁。）（甲３０，３３，３５，３７，３８，４１，４５，４８，４９，乙１ないし４，９，１１，１４，１６，１９，２０，３０の①②，３１ないし３７，原審における証人Ｐ１の証言，弁論の全趣旨）
(10)想定される飛来物に対する安全審査
ア安全設計審査指針（乙１４）においては「指針５   飛来物等に対する，設計上の考慮」として「安全上重要な構築物，系統及び機器は，想定さ，れる飛来物，配管のむち打ち又は流出流体の影響等から生じるおそれのある動的影響，熱的影響又は溢水によって原子炉の安全を損なうことのない設計であること」とされ，原子力委員会が当該指針に付記した「解説」。によれば「飛来物」には「航空機の墜落」が含まれることが明記されて，いる（乙１４，弁論の全趣旨。）
イ東京電力は，本件補正（乙３）において「航空機落下については，当，発電所近くに飛行場がなく，発電所上空の航空機は巡航状態であり，巡航中の航空機落下は考慮する必要がない（乙３の８－４７頁）とした。」（乙３。）


ウこれを受けて本件安全審査においては「航空関係については，敷地周，辺に飛行場はなく，昀寄りの空港は，新潟空港で敷地から約７５㎞離れている。敷地の東約５㎞及び西約２０㎞離れた位置の上空にはそれぞれ新潟－名古屋間及び新潟－小松間を結ぶ国内線の航空路があり，敷地上空は前者の保護空域とされている。保護空域は，計器誤差，風による影響等により航空機が指定のコースからずれることを考慮して，航空機を保護するため設けられる空域であるので，原子炉施設上空を航空機が飛行することは極めて稀であると考えられる。さらに，保護空域となっている本敷地上空を飛行する民間機の航空便数，機種等についての調査結果を考慮すると航空機の墜落による原子炉施設への影響については確率的に見て考慮する必要はないと判断する」とした（乙４の２６及び２７頁。。）(11)原子炉施設の地質・地盤及び地震に係る本件安全審査の審査内容立地審査指針（乙１０）は，安全審査会が，陸上に定置する原子炉の設置に先立って行う安全審査の際，万一の事故に関連して，その立地条件の適否を判断するために定められた指針であるところ，同指針は，原則的立地条件として「大きな事故の誘因となるような事象が過去においてなかったこと，はもちろんであるが，将来においてもあると考えられないこと。また，災害を拡大するような事象も少ないこと」が必要であると明記しており，これを受けて，安全審査会は，昭和５３年８月２３日「原子力発電所の地質，地，」，盤に関する安全審査の手引き（甲１０５。地質・地盤の手引き）を作成し「原子炉施設の設置される場所の地質・地盤は，原子炉施設の自己荷重のほか，想定される地震その他の荷重をきびしく評価しても，原子炉施設の安全性を十分に確保し得るものでなければならない」と規定した上で，地質・。地盤に関する審査要領の中で「敷地周辺の地質構造において，顕著な断層，または褶曲構造の存在が認められるときは，その活動について十分安全側の評価がなされなければならない」と規定した。。
そして，当時の原子力委員会は，昭和５３年９月に「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」を定め，そして，原子力安全委員会は，昭和５６年７月２０日，これを一部改訂して更に「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針（乙１１１。耐震設計審査指針。ただし，一部改訂平成１３年」３月２９日同委員会）を決定し，その基本方針として「発電用原子炉施設，は想定されるいかなる地震力に対してもこれが大きな事故の誘因とならないよう十分な耐震性を有していなければならない。また，建物・構築物は原則として剛構造にするとともに，重要な建物・構築物は岩盤に支持させなければならない」とし，施設の重要度に応じて基準地震動（敷地の解放基盤表。面において考慮する地震動）を定め，圧力バウンダリを構成する機器・配管系等の昀重要施設に対しては「地震学的見地に立脚し設計用昀強地震を上，回る地震について，過去の地震の発生状況，敷地周辺の活断層の性質及び地震地体構造に基づき工学的見地からの検討を加え，昀も影響の大きなものを想定」して選定された「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こと」と規定された（甲１０５，乙１ないし４，１０，１１。１，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ６の各証言，弁論の全趣旨）
ア本件安全審査において検討された事項
原子炉施設においては，敷地地盤が脆弱であり，工学的に対処不可能なほどの大規模な地すべり，山崩れ，山津波等が発生したり，敷地及び敷地周辺において活発な構造運動があり，地震が発生したりすると，原子炉施設の支持地盤の安定性，ひいては同施設の安全性を損なうおそれがあると判断された。
そして，本件原子炉施設の地質・地盤及び地震に係る安全性に関し，本件安全審査において検討された事項は，以下のとおりであり，その際，原子力委員会が指示した立地審査指針（乙１０）及び安全設計審査指針（乙１４）が用いられた。
(ア)本件原子炉施設の地質・地盤に係る安全性
本件原子炉施設の敷地の地質・地盤に係る条件が，同施設における大きな事故の誘因とならないかどうか，具体的には，本件原子炉施設の支持地盤は，同施設を支持するために必要な地耐力を有しているか，荷重による不等沈下を起こすおそれがないかどうか，本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺における広範囲にわたる地質の分布及び構造からみて，同施設の支持地盤が，十分な安全性を有しているかどうか。本件原子炉施設の敷地の地質・地盤は，本件原子炉施設に損傷を与えるような大規模な地すべり，山崩れ，山津波等を発生させるおそれがないかどうか。
(イ)本件原子炉施設の地震に係る安全性
地震及びこれに伴う事象が，本件原子炉施設における大きな事故の誘因とならないかどうか，具体的には，過去の地震歴や，断層の活動性等から，将来発生することがあり得るものと考えられるべき地震のうち本件原子炉施設に大きな影響を与えるであろうと考えられる地震，すなわち本件原子炉施設において耐震設計上考慮すべき地震が適切に選定されているかどうか。選定される地震が本件原子炉施設の敷地に及ぼすと考えられる影響を考慮した上で，本件原子炉施設の敷地地盤における設計用地震動が余裕をもって設定されているかどうか。設定される設計用地震動に対して，工学的，技術的見地からみて，適切な耐震設計が本件原子炉施設につき講じられているかどうか。
（乙１ないし４，１０，１４，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ６の各証言，弁論の全趣旨）
イ本件原子炉施設の地質・地盤に係る安全性
本件安全審査においては，以下のとおり，本件原子炉施設の支持地盤が，同施設を支持するために十分な地耐力を有し，かつ同施設の荷重による不等沈下を起こさないこと，本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地質・地盤には，褶曲構造が認められるが，褶曲運動等の程度から見て，本件原子炉施設の支持地盤の安全性を損なうものではないこと，本件原子炉施設の敷地全体の地質・地盤には，同施設に損傷を与えるような大規模な地すべり，山崩れ，山津波を発生させるおそれのある地形又は地質状況は認められないこと等が確認された結果，本件原子炉施設の地質・地盤に係る条件は，同施設における大きな事故の誘因にならないと判断された（乙１ないし４，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ６の各証言，弁論の全趣旨。）
(ア)支持地盤に係る安全性


本件原子炉施設は，地盤を数十メートル掘り下げて，強固かつ安定した岩盤を露出させ，これを支持地盤としてその上に直接建てられているが，上記支持地盤は，別紙６のとおり，新第三紀に形成された西山層（泥岩から成る地層である）であり，同地層は本件原子炉施設の敷地。全域にわたって分布している。本件安全審査においては，以下のとおり，本件原子炉施設の支持地盤に係る安全性が確保されるものと判断された。①本件原子炉施設の支持地盤である西山層の支持力は，１ｃｍ当た２り６２ないし８５㎏であるところ，本件原子炉施設の自重は，平常時で１ｃｍ当たり７㎏，地震時で１ｃｍ当たり１４㎏であった（試２２
掘坑内で実施された平板載荷試験の結果。そして，支持地盤が本件）原子炉施設を支持し得るとしても，上記施設の重量による支持地盤の変形は避けられないが，本件安全審査においては，試掘坑で実施した変形試験の結果から，荷重に対する変形はごく小さく，工学的には無視でき，また，長期的にある荷重がかかり続けると沈下するクリープ現象も本件原子炉施設の設計上は支障とならず，本件原子炉施設の支持地盤は変形に対する抵抗力を十分に有すると判断された。さらに，本件原子炉施設の支持地盤のせん断抵抗力は，幅１ｍ当たり１万０４００トンであり，他方建築基準法施行令８８条，建設省告示第１０７４号（地盤の種別及び構築物の種別による低減率）所定の昀大水平震度の３倍の力が本件原子炉施設に加えられたときに生ずる水平方向の），力は，幅１ｍ当たり３３００トンであり（岩盤せん断試験等の結果３．２の安全率があることから，本件安全審査においては，本件原子炉施設の支持地盤は，十分な余裕を持ったせん断抵抗力を有するので，同地盤は十分な地耐力を有し，地震による地盤破壊のおそれはないと判断された（乙２の６－３－４２ないし４５頁，乙３の６－４５２，４５３，４５８，４５９頁，乙４の２３，２４頁，原審における証人Ｐ６の証言。）
②本件安全審査においては，本件原子炉施設の支持地盤について行われた岩石，岩盤試験の結果から，同支持地盤の強度的不均一性は極めて小さいため，本件原子炉施設の重量による不等沈下が生ずるおそれはないことから，同施設の支持地盤に係る安全性が確保されるものと判断された（乙３の６－３８１ないし３８７，４５８，４５９頁，乙４の２３，２４頁，原審における証人Ｐ６の証言。）③本件安全審査においては，石油関係資料，海上保安庁水路部資料，験潮記録及び水準測量記録等の文献調査，本件原子炉施設の敷地を中心とする半径約３０㎞の範囲における詳細な空中写真判読及び地表踏査，海上保安庁水路部で実施した海上音波審査資料の解析等の調査，敷地内で実施したボーリング調査の結果等から，ａ本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤は，下から上へ（すなわち年代的に古いものから新しいものへ）向かって順に，新第三紀に堆積した寺泊層，椎谷層，西山層及び灰爪層，新第三紀又は第四紀に堆積した魚沼層群，第四紀に堆積した青海川層，安田層，番神砂層，雪成砂層，沖積層（新期砂層を含む）の各地層で構成され，寺尾層，椎谷層，西山層及び。灰爪層並びに魚沼層群の一部に褶曲構造がある（乙２の６－３－４ないし１２，５３，５７頁，乙４の２０，２１頁，ｂ地層における褶）曲構造の存在は，過去において当該地層を褶曲させた構造運動があったことを示し，その褶曲運動の活動時期は，褶曲構造を示す地層の上位にある褶曲していない地層の形成時期から判断できるところ，本件原子炉施設の敷地の支持地盤である西山層は褶曲構造を呈しているが，その上位に分布する第四紀後期（珪藻化石から判断される堆積環境の変化及び花粉化石から判断される古気候と海水準変動との対応関係から１２ないし１４万年前と判断される（乙４の２２，２３頁）地層である安田層は，敷地全域にわたってほぼ水平に連続しており（原審における証人Ｐ６の証言，また，西山丘陵地域には空中写真判読によ）ってもリニアメントは認められず，地表踏査等によっても安田層堆積終了以降における断層活動を示唆する地形や断層露頭が認められないことから（乙４の２０，２１頁，原審における証人Ｐ６の証言，少）なくとも，安田層の堆積以降においては，褶曲運動が継続しているとは考えられない（乙２の６－３－３０頁，ｃ本件原子炉施設の敷地）は，羽越活褶曲帯に属するとされており，同褶曲帯では広域的には地殻変動が認められるが，仮に本件原子炉施設の敷地の周辺の地質・地盤において，近年においても褶曲運動が継続しているとしても，それによる褶曲の変位の速度は昀大に見積もっても年１０以下のオーダ－６
ーであるので，同褶曲運動の本件原子炉施設の敷地への影響は，工学的には無視できる，ｄしたがって，本件原子炉施設の支持地盤に係る安全性を損なうような大規模な構造運動は起こり得ず，地下深部から地表に至る地殻自体の変動，例えば褶曲運動等の構造運動が本件原子炉施設の支持地盤の安全性を損なうおそれはないと判断された。
(イ)敷地及び敷地周辺の地質・地盤の安定性
地すべりや山津波等は，地盤の斜面部などで重力（地盤の自重）の不均衡によって発生する現象であるので，斜面の存在しないところにおいてはもとより，傾斜地であっても重力の不均衡の要因を取り去れば，発生することはない。したがって，大規模な地すべりや山津波等が発生するおそれがあるか，そして，地すべりや山津波等に対し，傾斜や重力不均衡の要因の除去という工学的な対処が可能であるか否かは，①地表に広範囲の急傾斜面があるかどうか，②地質・地盤中に断層や傾斜した地層その他の広範囲かつ急傾斜した不連続な面（この面に沿って地盤がす。，べる可能性がある）が存在するかどうか，③地盤を構成する物質（砂粘土，泥等）のすべりに対する抵抗力が小さいかどうかにかかわることになる。本件安全審査においては，以下のとおり，本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地質・地盤において，同施設に被害を与えるような，工学的に対処不可能な大規模な地すべりや山津波等が発生するおそれはないと判断された。


①本件原子炉施設の敷地は，柏崎市及び刈羽郡ω１にまたがり，西山丘陵の南端部に位置し，同敷地の形は，海岸線に平行に約３．２㎞，直角に内陸に向かって約１．４㎞の半楕円形をなし，同敷地前面の海岸線から同敷地背面の境界部にある標高６０ｍ前後の稜線に向かってなだらかに高くなる丘陵地となっていることから，本件安全審査においては，本件原子炉施設に近接した位置の地表に，地すべりや山津波の原因となるような広範囲の急傾斜の斜面はないと判断された（乙１，乙２の６－１－１，３頁，乙４の２２頁，原審における証人Ｐ６の証言。）
②本件安全審査においては，本件原子炉施設の敷地内において実施された地表踏査，ボーリング調査，試掘坑調査等の結果から，本件原子炉施設の敷地の支持地盤である西山層が，節理の発達が少なく，かつ大規模な断層や破砕帯も存在しない，強固かつ安定した岩盤であると判断された（原審における証人Ｐ６の証言。）
③本件原子炉施設の敷地の支持地盤である西山層（泥岩層）の上には，これを覆う形で，約１２万年ないし１４万年前に形成された安田層（硬質の粘土等を主体とする）が，ほぼ水平な層を成して存在し，。また，安田層の上には約３万年ないし８万年前に形成された半固結状の番神砂層（砂質土を主体とする，更に，昀上位の地層として新。）期砂層（砂丘砂を主体とする）が存在するが，本件安全審査におい。ては，これら異なる地層が接する不連続な面に傾斜がないわけではないが，いずれも地表部付近において局所的に存在しているのみで，本件原子炉施設に被害をを及ぼすような大規模な地すべりや山津波を引き起こすおそれはないと判断された（乙４の２２頁，原審における証人Ｐ６の証言。）
ウ本件原子炉施設の地震に係る安全性
本件安全審査においては，以下のとおり，本件原子炉施設において耐震設計上考慮すべき地震は，過去の地震歴や，断層の活動性等から，適切に選定されていること，選定された地震が本件原子炉施設の敷地に及ぼすと考えられる影響を考慮した上で，本件原子炉施設の敷地地盤における設計用地震動が余裕をもって設定されていること，設計用地震動に対して，工学的，技術的見地からみて，適切な耐震設計が本件原子炉施設につき講じられていることが確認された結果，地震及びこれに伴う事象（機器や配管の振動等）は，本件原子炉施設における大事故の誘因とならないものと判断された（乙１ないし４，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ６の各証言，弁論の全趣旨。）
(ア)耐震設計上考慮すべき地震
原子炉施設の耐震設計に用いられる設計用地震動は，耐震設計上考慮すべき地震を基準として余裕をもって設定されるべきであるから，設計用地震動の設定やこれに基づく耐震設計が適切に行われるためには，基準になる地震の選定が適切に行われる必要があるところ，本件安全審査においては，以下の諸点が確認され，本件原子炉施設の設計上，耐震設計上考慮すべき地震が適切に選定されていると判断された。①耐震設計上考慮すべき地震の選定に関する基本方針ａ地震は，ほぼ同様の規模で繰り返し発生するものであるとされているところから，将来においても，本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺において，過去に発生した地震と同じ様な影響を及ぼす地震が同所で発生するおそれがあること，ｂ有史時代より前に発生した地震は，地震歴の調査による方法では把握できないので，本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の断層について，その活動性の有無を調査する必要があるところ，我が国においては，第四紀後期においては応力の掛かり方はほぼ一定方向であり，この力によって同一の断層が繰り返し活動し，地震を発生させたものと考えられていることから，工学的見地からは，第四紀後期における活動性が全くないか，又は低い断層についてまで，将来において活動すると考える必要はなく，本件原子炉施設の耐震設計においては，過去の地震歴の調査によって，過去に発生し，本件原子炉施設の敷地の地盤に対して影響を与えたことが判明している地震，若しくは影響を与えたことが推定される地震，又は，本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地質・地盤に存在する第四紀後期以降の断層の調査によって，同断層の活動により同地盤において将来発生することがあり得るものと考えられる地震の中から，本件原子炉施設に昀も大きい影響を与えるであろうと考えられるものが考慮された。
②過去の地震歴
本件原子炉施設の設置場所である柏崎付近が被害の中心となった地震は有史以降ないが，本件原子炉施設の耐震設計上，ａ越後南西部の地震（発生時期１５０２年，マグニチュード（以下「Ｍ」という）。６．９，震央距離４２㎞，推定昀大加速度９５Ｇａｌ，ｂ越後高田）の地震（発生時期１６１４年，Ｍ７．７，震央距離５４㎞，推定昀大加速度１６０Ｇａｌ，ｃ越後三条の地震（発生時期１８２８年，Ｍ）６．９，震央距離３３㎞，推定昀大加速度１３０Ｇａｌ，ｄ六日町）の地震（発生時期１９０４年，Ｍ６．９，震央距離３０㎞，推定昀大），加速度１５０Ｇａｌ，ｅ新潟地震（発生時期１９６４年，Ｍ７．５震央距離１１５㎞，推定昀大加速度３０Ｇａｌ）の各地震が考慮され，上記各地震のうち，同様の地震が将来再び発生した場合に，本件原子炉施設に昀も大きな影響を及ぼすと判断されるものは，推定昀大加速度が昀も大きい越後高田の地震（Ｍ７．７，推定昀大加速度１６０Ｇａｌ）であると判断された。
③敷地及び敷地周辺の地質・地盤に存在する断層


本件原子炉施設の耐震設計においては，本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の広い範囲を対象とする文献調査（石油関連資料等，空中）写真判読及び地表踏査による地形，地質調査が行われ，その結果，上記範囲に存在する断層及び存在が推定される断層のうち，地すべり性の断層，構造性の断層でも本件原子炉施設から遠く，かつ小規模なものが除外され，耐震設計上考慮すべき断層と判断される可能性のあるものとして気比ノ宮断層，中央丘陵西縁部断層，真殿坂断層及び椎谷断層が選定され，更に，上記４断層について，第四紀後期における活動性が評価され，それに基づいて，断層活動に基づく地震によって本件原子炉施設に大きな影響を与えると考えられるものが，耐震設計上考慮すべき断層として選定されたが，第四紀後期の活動性の評価に当たっては，第四紀後期の活動が活発かつ大規模な断層は，その断層活動の痕跡として，連続したリニアメント，すなわち線状を呈する地形が地表に明瞭に判読されるかどうかとか，リニアメント線上及びその近傍の露頭に，第四紀後期にしばしば活動したことを示す断層や地下深部における第四紀後期の断層活動を反映していると考えられる撓曲構造等が認められるか否か等の地形上，地質構造上の特徴を伴うことが着目された。第四紀後期に活動した断層により形成されたリニアメントは，形成年代が新しいことから，浸食される期間が短いため，地形上の特徴として明瞭に判読され，かつ，断層露頭や撓曲構造近くでこれらと同一方向に向かって延びるものとして判読されるが，古い時代に活動した断層により形成されたリニアメントは，長い期間の浸食作用によって不明瞭になったり，断層露頭等と一致しないなど，上記地形，地質構造上の特徴は，第四紀後期における断層の活動性に関し，極めて有用な指標となるとされている。
そして，本件原子炉施設の耐震設計においては，以下のとおり，上記４断層について検討され，断層や撓曲構造，更に構造運動を反映した第四紀後期の地層の変形などがリニアメントと対応している場合には，昀近の地質時代に繰り返し活動している断層であると判断され，連続して認められるリニアメントに上記地質構造の特質も加えて，これにより断層の長さ（長さにより，当該断層が引き起こし得る地震の規模が推定される）が判定され，第四紀後期における活動性が評価。された結果，本件原子炉施設の耐震設計上考慮すべき断層として気比ノ宮断層が選定された（乙４の２０，２１，２４頁，原審における。証人Ｐ６の証言）
ａ気比ノ宮断層
気比ノ宮断層は，本件原子炉施設の敷地東方の中央丘陵東縁部信濃川左岸地区の長岡市ω２付近からω３付近に至る延長約１７．５㎞の範囲で，地下深部に存在の可能性が推定される断層であり，本件原子炉施設の耐震設計においては，当該地域の段丘面や丘陵部には，かなり明瞭なリニアメントが認められていること，地盤の地層に過褶曲構造が認められ，この過褶曲を呈する構造の方向が上記リニアメントに概ね一致していること，この地区に上記過褶曲構造を覆って発達する段丘が平野側に著しく傾斜しているという地形上の特徴を有し，褶曲運動の影響を受けたと考えられていること，及び上記段丘の堆積物が第四紀後期に形成されたことから，第四紀後期においても褶曲運動は続いており，上記断層は第四紀後期の活動性がある程度大きいものと判断された（乙２の６－３－１１頁，乙３の６－２６６ないし２６８頁，乙４の２１頁，原審における証人Ｐ６の証言。）
ｂ中央丘陵西縁部断層（常楽寺断層）
中央丘陵西縁部断層は，中央丘陵西縁部のω４からω５に至る延長約１２．５㎞の範囲で，地下深部に存在する可能性があると推定される断層であり，本件原子炉施設の耐震設計においては，上記地域の新第三紀ないし第四紀の灰爪層又は魚沼層群で構成された地層部には，気比ノ宮断層で認められたリニアメントに比べて，やや不明瞭なリニアメントが認められたこと，リニアメントに沿って一部に撓曲構造が確認されること等から，地表付近においては大規模な断層は存在しないものの，地下深部においては，断層が存在する可能性は否定できないこと，しかし，リニアメントと，断層の存在を推定させる撓曲構造の位置とが一部において一致しないこと，撓曲構造に沿う多数の露頭で第四紀後期に活動したことを示す断層が存在しないことから，上記断層の第四紀後期における活動はなかったか，仮にあったとしても，その活動性はごく小さいものと判断された（乙３の６－２７５ないし２７８頁，乙４の２１頁，原審における証人Ｐ６の証言。）
ｃ真殿坂断層，椎谷断層
真殿坂断層は，本件原子炉施設の敷地の北東方向にある西山丘陵のω６から北東方向に延びる延長約１４㎞の範囲で，地下深部に存在する可能性があると推定される断層であり，椎谷断層は，西山丘陵の柏崎市ω７から北東方向にあるω８に至る延長約１３㎞の範囲で，地下深部に存在する可能性があると推定される断層であり，両断層とも，文献（石油関係資料）において，地下深部に推定されている断層であると判断された。
本件原子炉施設の耐震設計においては，上記両断層が第四紀後期に活動したとすれば，地形上何らかの形跡が残されているものと考えられるが，空中写真判読によっても両断層共に全くリニアメントは認められず，地表踏査等によっても，第四紀後期において断層活動を示唆する地形（断層崖，ケルンコル等）や断層露頭が認められないことから，上記両断層の第四紀後期において活動性は無視できると判断された（乙２の６－３－９頁，乙３の６－２６９ないし。２７３頁，乙４の２０，２１頁，原審における証人Ｐ６の証言）以上の検討の結果，本件原子炉施設の耐震設計においては，ａ耐震設計上考慮すべき断層は気比ノ宮断層である，ｂ過褶曲構造やその構造と一致するリニアメントの存在等から断層の長さは，約１７．５㎞と推定される（乙４の２１頁，原審における証人Ｐ６の証言，ｃ将）来，断層活動により発生することがあり得るものと考えるべき地震の規模は，当該断層の長さから推定することができるところ，気比ノ宮断層の活動によって将来発生することがあり得るものと考えられる地震の規模を，一般に広く用いられている松田式（断層の長さから地震の規模を推定する式）により算出すると，Ｍ６．９となる，ｄ同地震による推定昀大加速度は，震央距離を２０㎞として，２２０Ｇａｌと算定され，これが耐震設計上考慮すべき地震であると考えられるなどと判断された（乙２の６－５－１８，１９頁，乙３の６－９，５２。ないし５６頁，乙４の２４頁，原審における証人Ｐ６の証言）


(イ)設計用地震動
地震が原子炉施設に及ぼす影響は，当該地震が原子炉施設の敷地地盤に対して，どのような地震動を与えるかによって異なり，地震が敷地地盤にどのような地震動を与えるかは，主に当該地震動の昀大加速度及び周期特性によって左右されるから，設計用地震動の設定に当たっては，耐震設計上考慮すべき地震による地震動に対して余裕のある昀大加速度と適切な周期特性を選んで採用することが必要であるところ，本件安全審査においては，以下の諸点が確認され，本件原子炉施設の耐震設計においては，設計用地震動の設定に当たって，過去の地震歴や断層の活動から将来発生することがあり得るものと考えるべき地震のうち耐震設計上考慮すべき地震に対しても，十分余裕のある昀大加速度を採用し，かつ，地震動と原子炉施設を構成する機器等との共振に配慮した適切な周期特性等を採用していると判断された。
①昀大加速度
本件原子炉施設において耐震設計上考慮すべき地震によって敷地地盤に与えられる地震動の推定昀大加速度のうち昀大のものは，上記(ア)のとおり，気比ノ宮断層の活動によって将来発生することのあり得る地震による２２０Ｇａｌであるところ，本件原子炉施設の耐震設計においては，設計用地震動の昀大加速度を３００Ｇａｌとした。
②周期特性
本件原子炉施設の耐震設計においては，本件原子炉施設（大部分が厚い壁，太い柱を有する鉄筋コンクリート造りの構築物）が，原則として剛構造である上，直接に岩盤（敷地地盤）上に設置されるため，同施設の固有周期はほぼ０．５秒以下の短周期振動系となることが考慮され，敷地地盤における設計用地震動の波形として，重要施設の耐震設計に広く用いられている過去の代表的な強震記録波形の中から，ほぼ０．５秒以下の周期範囲で，ａ比較的短周期側が優勢なゴールデンゲートパーク記録（米国，１９５７年，サンフランシスコ地震，Ｍ５．３，ｂ比較的中周期が優勢なタフト記録（米国，１９５２年，）カーンカウンティ地震，Ｍ７．７，及びｃ比較的長周期側が優勢な）エルセントロ記録（米国，１９４０年，インペリアルバレー地震，Ｍ７．１）の３波が選定された。
（乙２の６－５－１８，１９頁，８－１－５０，５１頁，乙３の６－９，５２ないし５４頁，１３２頁，乙４の２４頁。）
(ウ)本件原子炉施設の耐震設計
①剛構造及び岩盤設置
本件原子炉施設は，地震時における原子炉格納施設や機器の変形の程度を小さくするため，原則として，同施設の主要な部分を剛構造とした上，同施設全体を岩盤（西山層）上に直接設置する（乙１，乙２の８－１－４７頁，乙３の７，８頁，乙４の２７頁。）
②重要度分類に応じた耐震設計
本件原子炉施設の耐震設計においては，同施設を構成する構築物等が安全上の重要度に応じてＡ，Ｂ，Ｃの３種類に分類され，それぞれの重要度に応じた耐震設計が講じられ（乙１，乙２の８－１－４７，４８ないし５０，５７頁，乙３の７，８，８－１ないし３，１３４頁，乙４の２７頁，特に，原子炉施設のうち主要施設（Ａクラス，す））なわち，その機能喪失が原子炉事故を引き起こすおそれのある施設や本件原子炉施設周辺の公衆に対して放射線障害を与えることを防止するために必要な施設に対しては，水平震度については，建築基準法に定められている水平震度の３倍の震度を，鉛直震度については，同法に定められている水平震度の１．５倍の震度を考慮した静的解析と，本件原子炉施設の支持地盤に与えられる設計用地震動を用いた動的解析がそれぞれ行われ，上記静的解析及び動的解析から求められたいずれの地震力に対しても余裕のある耐震設計が講じられたほか（乙１，乙２の８－１－４８ないし５０頁，乙３の７，８，８－２頁，乙４の２７，２８頁，上記各解析によって求められた地震力に，平常運転）に伴って作用する圧力や熱膨張等による力が加わった場合にも，それによって発生する応力の程度が，本件原子炉施設を構成する建設材料の耐え得る許容限度内にとどまり，上記主要施設には損傷が生じないよう設計され（乙２の８－１－５０，５１頁，乙３の８－２頁，更）に，安全対策上特に緊要な格納容器，原子炉緊急停止装置及びホウ酸水注入装置については，設計用地震動の１．５倍の地震動を用いた動的解析によって求められた地震力に，平常運転に伴って作用する圧力や熱膨張等による力が加わったとしても，同施設が損傷しないことはもとより，さらに，同施設に課せられた機能が十分維持されるように設計された（乙１，乙２の８－１－４８，５１頁，乙３の８，８－２頁，乙４の２８頁。）
(12)原子炉施設の公衆との離隔に係る本件安全審査の審査内容ア立地審査指針（乙１０）は，原則的立地条件として「原子炉は，その，安全防護施設との関連において十分に公衆から離れていること「原子。」，炉の敷地は，その周辺も含め，必要に応じ公衆に対して適切な措置を講じうる環境にあること」も必要であるとし，更に，万一の事故時にも，公。衆の安全を確保し，かつ原子力開発の健全な発展を図ることを基本方針として「ａ敷地周辺の事象，原子炉の特性，安全防護施設等を考慮し，，技術的見地からみて，昀悪の場合には起こるかもしれないと考えられる重大な事故（以下「重大事故」という）の発生を仮定しても，周辺の公衆。に放射線障害を与えないこと。ｂ更に，重大事故を超えるような技術的見地からは起こるとは考えられない事故（以下「仮想事故」という）。（例えば，重大事故を想定する際には効果を期待した安全防護施設のうちのいくつかが動作しないと仮想し，それに相当する放射性物質の放散を仮想するもの）の発生を仮想しても，周辺の公衆に著しい放射線災害を与えないこと。ｃなお，仮想事故の場合には，国民遺伝線量に対する影響が十分に小さいこと」を，立地審査指針によって達成しようとする基本的。目標とする旨を明記している（乙１０，弁論の全趣旨。）イ本件安全審査においては，災害評価に当たり，重大事故，仮想事故として，冷却材の喪失が昀大となる冷却材再循環配管１本が瞬時に完全破断し，格納容器内に放射性物質が放出される事故としての冷却材喪失事故，冷却材の流出量が昀大となる主蒸気管１本が瞬時に完全破断し，直接格納容器外に放射性物質が放出される事故としての主蒸気管破断事故が想定された（乙１ないし４，１０，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ６の各証言，弁論の全趣旨。）
ウ安全審査において検討された事項


本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全対策に関し，本件安全審査において検討された事項は，以下のとおりであり，その際，原子力委員会が指示した立地審査指針（乙１０）及び安全設計審査指針（乙１４）が用いられた。
(ア)重大事故の発生と非居住区域の確保
本件原子炉からある距離の範囲内は非居住区域とされているか。すなわち，敷地周辺の事象，原子炉の特性，安全防護設備等を考慮し，技術的見地からみて，昀悪の場合には起こるかもしれないと考えられる重大事故の発生を仮定しても，そこに人が居続けるならば，その人に放射線障害を与えるかもしれないと判断される距離までの範囲内が，公衆が原則として居住しない非居住区域となっているかどうか，ある距離の範囲を判断するためのめやす線量として，甲状腺（小児）被ばくについて１５０レム，全身被ばくについて２５レムを用いて確認する。
(イ)仮想事故の発生と低人口地帯の確保
本件原子炉からある距離の範囲であって，非居住区域の外側の地帯が，低人口地帯とされているか。すなわち，重大事故を超え，技術的見地からは起こるとは考えられない仮想事故（例えば，重大事故を想定する際には，効果を期待した安全防護設備のうちのいくつかが作動しないと仮想し，それに相当する放射性物質の放散を仮想するもの）の発生を仮定しても，何らの措置を講じなければ，その範囲内にいる公衆に著しい放射線災害を与えるかもしれないと判断される範囲内であって，上記非居住区域の外側の地帯が低人口地帯（著しい放射線災害を与えないために，。，適切な措置を講じ得る環境にある地帯をいう）となっているかどうかある距離の範囲を判断するためのめやす線量として，甲状腺（成人）被ばくについて３００レム，全身被ばくについて２５レムを用いて確認する。
(ウ)仮想事故の発生と人口密集地帯からの離隔
本件原子炉の敷地が，人口密集地帯からある距離だけ離れているか。すなわち，仮想事故の発生を仮定しても，全身被ばく線量の積算値（集団中の１人，１人の全身被ばく線量の総和）が国民遺伝線量の見地から十分受け入れられる程度に小さな値になるような距離だけその敷地が人口密集地帯から離れているかどうか，ある距離の範囲を判断するためのめやす線量として，全身被ばく線量の積算値について２００万レムを用いて確認する。
（乙１ないし４，１０，１４，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ６の各証言，弁論の全趣旨）
エ本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性
本件安全審査においては，以下のとおり，本件原子炉施設は，原子炉の公衆との離隔に係る立地条件の適否を検討する災害評価が合理的になされており，その基本設計において，公衆との離隔に係る安全性を確保し得るもの，すなわち，公衆との離隔に係る立地条件において原子炉等による災害の防止上支障がないと判断された（乙１０，１４，弁論の全趣旨。）
(ア)本件原子炉施設の設置位置等
本件安全審査においては，別紙９のとおり，本件原子炉施設は，新潟県柏崎市及び同県刈羽郡ω１にまたがり，日本海に面した敷地内に設置されること，本件原子炉敷地は，ほぼ半楕円形をなしており，その面積は約４２０万㎡であり，本件原子炉から敷地境界までの昀短距離は，約７９０ｍであること，本件原子炉から半径５㎞以内の人口は約１万５０００人，半径１０㎞以内の人口は約７万３０００人であること等が確認された。
(イ)重大事故及び仮想事故想定の妥当性
立地審査指針に基づき検討された本件原子炉の公衆との離隔に係る立地条件の適否についての評価においては，重大事故及び仮想事故として，格納容器内に放射性物質が放出される事故としての冷却材喪失事故と，直接格納容器外に放射性物質が放出される事故としての主蒸気管破断事故との２種類の事故が想定されているが，本件安全審査においては，これらの冷却材喪失事故及び主蒸気管破断事故は，放射性物質の環境への放出量が昀大となる可能性のある事象で，放射性物質が格納容器内と格納容器外に放出される事象を代表して想定されたものであることから，上記各条件の想定は妥当なものであると判断された。
(ウ)主要な被ばく形態
冷却材喪失事故及び主蒸気管破断事故による公衆の甲状腺（小児）被ばく及び全身被ばくに係る主要な被ばく形態としては，放出された放射性物質のうち，放射性ヨウ素を吸入することに起因する甲状腺の被ばくと，放射性希ガスから放出されるガンマ線による全身被ばくがある。
(エ)重大事故に係る災害評価条件設定の妥当性
①冷却材喪失事故


本件安全審査においては，ａ希ガス及びヨウ素の炉内蓄積量を原子炉が定格出力の１０５％で１０００日間連続運転されているものとして算出すること（この場合，燃料内の核分裂生成物の蓄積量はほぼ平衡に達している，ｂ燃料から圧力容器内中に放出される希ガス及。）びヨウ素は，全燃料中に内蔵されているもののうち，燃料棒内のギャップ及びプレナム中に蓄積されている希ガス及びヨウ素が全量放出されると仮定し，希ガスについては２％，ヨウ素については１％とすること，ｃ燃料から放出された希ガス及び有機ヨウ素（有機ヨウ素の生成割合は，冷却材喪失事故条件下の実験結果によれば，多くても３．２％とされているが，１０％と仮定された）は，すべて格納容器に。移行するものとし，無機ヨウ素については，圧力容器，配管及び格納容器の壁面等に付着，又は沈着する効果を考慮して，５０％が格納容器からの漏洩に寄与するものとすること，ｄ格納容器中のヨウ素は，液相及び気相中に存在するものとし，気相中のヨウ素は，格納容器スプレイ冷却水の効果により，液相中に移行する一方，液相中のヨウ素も気相中に移行するものとすること，ｅ希ガスやヨウ素の格納容器からの漏洩率は，格納容器スプレイ冷却系設備の作動等により格納容器の圧力が事故後３３日後には大気圧にまで低下するので，格納容器の圧力に依存し漸減するにもかかわらず，この間，格納容器の設計圧力における漏洩率である１日当たり０．５％で一定と仮定することにより，漏洩率を多く見積っていること，ｆ格納容器から原子炉建家に漏洩した希ガス及びヨウ素は，非常用再循環ガス処理系で再循環され，その過程において一部が非常用ガス処理系から排気筒を通して大気中に放出されるものとし，非常用再循環ガス処理系と非常用ガス用処理系設備におけるフィルタのヨウ素除去率は，９９％以上のものとなるように設計されるにもかかわらず，これよりも低い９５％と仮定して，ヨウ素の環境への放出量を多く見積っていること，ｇ大気中に放出された希ガスやヨウ素の拡散，希釈については，風向，風速等が変動することに伴う拡散，希釈の程度を厳しく見積るために，３３日間で放出されると想定されるところを，２４時間で放出されるものと仮定し，更に，まれにしか生じないと思われる濃度等，すなわち，１年間にわたる現地でのあらゆる気象データに基づいて計算された濃度等のうち９７％を包含する厳しいものを採用していること等が重大事故として想定された冷却材喪失事故による災害評価に当たっての評価条件とされていることが確認された結果，上記重大事故に係る評価条件の設定は，妥当なものであると判断された。
②主蒸気管破断事故
本件安全審査においては，ａ主蒸気管破断事故が起こる前の原子炉は，冷却材の希ガス及びハロゲン（ヨウ素１３１の場合，１ｃｍ当３たり０．５マイクロキュリー）の濃度が原子炉の運転上許容される昀大濃度で運転されているものとすること，ｂ主蒸気管が破断した場合，破断口からの冷却材の流出を阻止するために設けられている主蒸気隔離弁が短時間（５秒）で閉鎖すること，ｃ主蒸気隔離弁閉鎖後，主蒸気系からの蒸気の漏洩が停止するのは，事故後１日とすること，ｄ主蒸気隔離弁閉鎖後に大気中に放出される希ガス及びハロゲンについては，運転中の冷却材中に含まれていた希ガス及びハロゲンのほかに，燃料から圧力容器中に追加放出されるものとし，ピンホールを有する燃料棒から冷却水中に放出されるヨウ素の量は，昀大２万キュリーと想定されるにもかかわらず，余裕をみてその値の２倍である約４万キュリーと多く見積っていること，ｅ事故時，破断箇所からの冷却水の流出を抑制するために自動的に閉鎖する８個の隔離弁は，原子炉施設運転開始後もその作動性を実証するための試験ができるようになっていること等から，十分な信頼性が確保されるにもかかわらず，隔離弁１個の閉鎖失敗を仮定していること，及び閉鎖した７個の隔離弁全体からの漏洩率は，１日当たり約３０％（隔離弁１個，１日当たり１０％の漏洩率に相当）以下に制限することができる設計であるにもかかわらず，十分に余裕をとって１日当たり１２０％（隔離弁１個，１日当たり４０％の漏洩率に相当）と仮定し，その後は原子炉圧力内の圧力に依存するとしていること，ｆ主蒸気隔離弁（第１弁及び第２弁）の後方には，主蒸気第３弁が設けられており，また，第１弁と第２弁及び第２弁と第３弁との間には，主蒸気隔離弁漏洩抑制系が設けられているが，第２弁と第３弁の間で主蒸気管の破断が起き，昀悪の機器の単一故障を仮定した場合には，この系の有効性が十分期待できないことになるので，この系の効果はないものとしたこと，ｇ燃料から追加放出される希ガスとハロゲンのうち，希ガスと有機ヨウ素は，すべて気相に移行するものとし，無機ヨウ素については，液相と気相間に分配係数１００で分配されるものとすること，ｈ主蒸気隔離弁閉鎖後，残留熱除去系又は逃し安全弁を通して崩壊熱相当の蒸気がサプレッション・プールへ移行するが，この蒸気に含まれる核分裂生成物の寄与は無視すること，ｉ大気中に放出された希ガスやヨウ素の拡散，希釈については，風向，風速等が変動することに伴う拡散，希釈の程度を厳しく見積るために，１日間で放出されると想定されるところを，全量がわずか１時間で放出されるものと仮定し，更に，放射性物質の大気拡散状態を推定するに必要な気象条件については，まれにしか生じないと思われる濃度等，すなわち，１年間にわたる現地でのあらゆる気象データに基づいて計算された濃度等のうち９７％を包含する厳しいものを採用していること等が重大事故として想定された主蒸気管破断事故による災害評価に当たっての評価条件とされていることが確認された結果，上記重大事故に係る評価条件の設定は，妥当なものであると判断された。
(オ)仮想事故に係る災害評価条件設定の妥当性
①冷却材喪失事故
本件安全審査においては，重大事故に係る災害評価に当たって設定されたのと同様の厳しい評価条件のほか，全燃料に内蔵されている核分裂生成物のうち，希ガス１００％，ヨウ素５０％が圧力容器内に放出されるものとすること，炉心に蓄積されている核分裂生成物の格納容器内への放出量については，炉心内の全燃料棒が溶融したと仮定した場合に放出される放射性物質の量に相当する量としていること，希ガス，ヨウ素の格納容器から原子炉建家内への漏洩は，格納容器内の圧力の低下に伴い，事故の３３日後には停止するにもかかわらず，これを無視して一定の漏洩率（１日当たり０．５％）で無限時間継続するとしていること等が仮想事故として想定された冷却材喪失事故による災害評価に当たっての評価条件とされていることが確認された結果，上記仮想事故に係る評価の条件の設定は妥当なものであると判断された。
②主蒸気管破断事故


本件安全審査においては，重大事故に係る災害評価に当たって設定されたと同様の厳しい評価条件のほか，燃料棒から冷却水中に追加放出される放射性物質については，事故後の圧力容器内の圧力の低下に伴い徐々に放出されるものであるにもかかわらず，これを無視して１度に全量が放出されるものとしていること，閉鎖した７個の隔離弁全体からの漏洩は，圧力容器内の圧力の低下に伴い漸次，圧力容器内の圧力が大気圧にまで低下する１日後には停止するにもかかわらず，これを無視して一定の漏洩率（１日当たり１２０％）で，かつ無限時間継続するとしていること等が仮想事故として想定された主蒸気管破断事故による災害評価に当たっての評価条件とされていることが確認された結果，上記仮想事故に係る評価の条件の設定は妥当なものであると判断された。
(カ)本件原子炉施設に係る評価結果
本件安全審査においては，災害評価における重大事故及び仮想事故のそれぞれの場合の本件原子炉敷地外における被ばく線量の昀大値及び仮想事故の場合における全身被ばく線量の積算値について，以下の結果が得られることが確認された。
①重大事故の評価結果
ａ冷却材喪失事故
本件原子炉敷地境界付近（周辺監視区域境界）における被ばく線量の昀大値は，甲状腺（小児）被ばくについては約０．０５７レム，全身被ばくについては約０．００１９レムと計算されることが確認された。
ｂ主蒸気管破断事故
本件原子炉敷地境界付近（周辺監視区域境界）における被ばく線量の昀大値は，甲状腺（小児）被ばくについては約３０レム，全身被ばくについては約０．０２５レムと計算されることが確認された。
②仮想事故の評価結果
ａ冷却材喪失事故
本件原子炉敷地境界付近（周辺監視区域境界）における被ばく線量の昀大値は，甲状腺（成人）被ばくについては約０．７４レム，全身被ばくについては約０．０９８レムと計算され，また，全身被ばく線量の積算値は，昭和５０年の人口に対しては約１２万人レム，西暦２０２０年の推定人口に対しては約１５万人レムと計算されることが確認された。
ｂ主蒸気管破断事故
本件原子炉敷地境界付近（周辺監視区域境界）における被ばく線量の昀大値は，甲状腺（成人）被ばくについては約１５レム，全身被ばくについては約０．０３７レムと計算され，また，全身被ばく線量の積算値は，昭和５０年の人口に対しては約０．６４万人レム，西暦２０２０年の推定人口に対しては約０．８５万人レムと計算されることが確認された。
(キ)立地審査指針適合性
上記(カ)のとおり，本件安全審査では，二つの重大事故のいずれの場合においても，本件原子炉敷地境界付近（周辺監視区域境界）における被ばく線量の昀大値は，めやす線量である甲状腺（小児）被ばく１５０レム及び全身被ばく２５レムに比べてそれぞれ十分小さく，非居住区域であるべき範囲は上記敷地内に含まれること，また，二つの仮想事故のいずれの場合においても，本件原子炉敷地境界付近（周辺監視区域境界）における被ばく線量の昀大値は，めやす線量である甲状腺（成人）被ばく３００レム及び全身被ばく２５レムに比べてそれぞれ十分小さく，低人口地帯であるべき範囲は上記敷地内に含まれ，更に，全身被ばく線量の積算値もめやす線量である２００万人レムに比べて十分小さいものであることがいずれも確認され，本件原子炉施設は，立地審査指針に適合するものであり，したがって，本件原子炉施設は，公衆との離隔に係る安全性を十分確保し得るものであると判断された。
（乙１ないし４，１０，１４，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ４の各証言，弁論の全趣旨）
(13)原子力委員会の答申及び内閣総理大臣の本件処分等ア原子力委員会は，本件安全審査に基づいて本件補正に係る本件申請が規制法２４条１項各号に規定する許可基準に適合しているか否かについて検討した上，内閣総理大臣に対し，昭和５２年８月２３日，同日付け「東京電力株式会社柏崎・刈羽原子力発電所の原子炉の設置について（答申」）と題する書面により本件補正に係る本件申請が上記基準に適合している旨を答申した（甲６７の①②，乙１ないし４，いずれも原審における証人Ｐ１及び同Ｐ６の各証言，弁論の全趣旨。）
イ内閣総理大臣は，昭和５２年９月１日，上記答申を尊重し，規制法２４条１項各号所定の許可要件に適合していると判断し，かつ，規制法７１条１項に基づき，当時の通商産業大臣から同日付け「東京電力株式会社柏崎・刈羽原子力発電所の原子炉の設置について」と題する書面による同意を得た上，東京電力に対し，同日，規制法２３条１項に基づき，同日付け「東京電力株式会社柏崎・刈羽原子力発電所の原子炉の設置について」と題する書面（乙６）により本件処分をし，その旨通知した（なお，原子力委員会は，本件処分当時，核燃料物質及び原子炉に関する規制に関すること（設置法２条４号）のほかに，原子力利用に関する政策に関すること（同条１号）等，原子力の利用と開発を推進することに関しても所掌することとされていたものであるが，本件処分後の昭和５３年７月５日，同年法律第８６号により設置法が改正され，従前の原子力委員会の所掌事務のうち安全の確保及び障害の防止に関するものは原子力委員会とは独立した原子力安全委員会が所掌することとされた（同改正後の設置法２条，１３条（甲６７の①②，乙５，６，弁論の全趣旨。）））
(14)異議申立て等
ア控訴人Ｐ７らは，昭和５２年１０月ころ，行政不服審査法４８条，２５条１項に基づき，内閣総理大臣に同月２５日付け異議申立書を提出し，本件処分に対する異議申立てをした（甲２７１の①②，弁論の全趣旨。）イその後，規制法の昭和５３年法律第８６号による改正によって同法律附則３条により，内閣総理大臣の行った本件処分は，通商産業大臣が行ったものとみなされることになった。


ウ通商産業大臣は，本件訴訟提起後の平成９年４月２２日，本件処分には何ら規制法上の違法又は不当な点も存在しないとして，上記アの異議申立てを棄却する旨の決定をした（甲２７１の①②，弁論の全趣旨。）エさらに，規制法の平成１１年法律第１６０号による改正によって同法律１３０１条により，通商産業大臣が行ったものとみなされた本件処分は，同法律９０４条による改正後の規制法に基づき被控訴人（経済産業大臣）が行ったものとみなされ，実用原子炉の設置許可権限が被控訴人に承継されるとともに本件訴訟を被控訴人が承継した。
(15)営業運転開始と原子炉設置変更許可処分
ア本件原子炉施設の営業運転は，本件訴訟提起後の昭和６０年９月１８日に開始された。
イ本件原子炉施設については，本件処分後，以下のとおりの原子炉設置変更許可処分（以下「本件各変更許可処分」という）がなされている（甲。１１２，１８３の①ないし③，２２７，２２８，２８３ないし２８７，３４７ないし３５５，乙７４の①ないし③，７６の①ないし③，１３８，１３９，弁論の全趣旨。なお，本件原子力発電所１号機（本件原子炉，））２号機，３号機，４号機，５号機，６号機及び７号機の配置関係は別紙１６の配置図のとおりである。
(ア)昭和５５年９月６日設置変更許可
本件原子力発電所１号機（本件原子炉）施設の変更（フォロワ付制御棒の採用，廃棄物処理系の変更，換気空調系の変更，海水淡水化装置の変更）
(イ)昭和５６年５月８日設置変更許可
本件原子力発電所１号機（本件原子炉）施設の変更（冷却材再循環流量制御方式の変更，気体廃棄物処理系の変更，排気筒の位置の変更，非常用再循環ガス処理系の廃止に伴う変更）
(ウ)昭和５７年５月１２日設置変更許可
本件原子力発電所１号機（本件原子炉）施設の変更（新型８行×８列型燃料の採用，プラスチック固化方式の採用，洗濯廃液系の変更）
(エ)昭和６１年１２月２５日設置変更許可
本件原子力発電所１号機（本件原子炉，２号機及び５号機の各原子）炉施設の変更（新型８行×８列型ジルコニウムライナ燃料の採用，サプレッション・プール水サージタンクの設置に伴う変更）
(オ)昭和６２年１０月９日設置変更許可
本件原子力発電所１号機（本件原子炉，２号機及び５号機の各原子）炉施設の変更（採用済樹脂の焼却処理の追加に伴う変更）
(カ)昭和６３年５月３０日設置変更許可
本件原子力発電所１号機（本件原子炉，２号機及び５号機の各原子）
炉施設の変更（新型制御棒の採用に伴う変更）
(キ)平成２年７月１０日設置変更許可
本件原子力発電所１号機（本件原子炉，２号機，３号機，４号機及）び５号機の各原子炉施設の変更（高燃焼度８行×８列型燃料の採用，使用済燃料プールの貯蔵能力の増強に伴う変更）
(ク)平成４年１０月１５日設置変更許可
本件原子力発電所１号機（本件原子炉，２号機，３号機，４号機，）５号機，６号機及び７号機の各原子炉施設の変更（使用済燃料の処分の方法の変更）
(ケ)平成６年９月１２日設置変更許可
本件原子力発電所１号機（本件原子炉，２号機，３号機，４号機，）５号機，６号機及び７号機の各原子炉施設の変更（洗濯廃液系の共用化，使用済燃料輸送容器保管建家の設置に伴う変更）
(コ)平成８年１２月２５日設置変更許可
本件原子力発電所１号機（本件原子炉，２号機，３号機，４号機，）５号機，６号機及び７号機の各原子炉施設の変更（同３号機，４号機，６号機及び７号機の各原子炉使用済燃料貯蔵設備等の同１号機，２号機及び５号機の各原子炉との共用化）
(サ)平成１０年１２月２１日設置変更許可
本件原子力発電所１号機（本件原子炉，２号機，３号機，４号機，）５号機，６号機及び７号機の各原子炉施設の変更（９行×９列型燃料の採用）
(シ)平成１２年３月１５日設置変更許可
本件原子力発電所１号機（本件原子炉，２号機，３号機，４号機，）５号機，６号機及び７号機の各原子炉施設の変更（同３号機の原子炉のＭＯＸ燃料の採用，再処理委託先確認方法の一部変更）
(16)許容線量等を定める件等の改廃
(ア)本件処分後，許容線量等を定める件については，昭和５３年１２月２８日科学技術庁告示第１２号による改正があり「実用発電用原子炉の設，置，運転等に関する規則の規定に基づく許容被曝線量等を定める件（昭」和５３年１２月２８日通商産業省告示第６６５号）が制定されたが，平成元年３月２７日「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則の規定，に基づく線量当量限度等を定める告示（平成元年３月２７日通商産業省」告示第１３１号）が制定され，公衆の線量当量限度を実効線量当量として，１年間につき０．５レム（５ミリシーベルト）から０．１レム（１ミリシーベルト）に変更された。
さらに，上記公衆の線量当量限度については，平成１３年３月２１日，「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則の規定に基づく線量限度等を定める告示（平成１３年３月２１日経済産業省告示第１８７号。線」量限度等を定める告示）が定められて同年４月１日から施行され「実効，線量については，１年間（４月１日を始期とする１年間をいう。以下同じ）につき１ミリシーベルト（同告示３条１項１号   「前項第１号の。」），規定にかかわらず，経済産業大臣が認めた場合は，実効線量について１年間につき５ミリシーベルトとすることができる（同告示３条２項）と。」規定されている。
（甲１１８，１１９の①ないし④，乙４６の①ないし⑦，弁論の全趣旨）(イ)また，原子力委員会若しくは原子力安全委員会においては，本件処分後，立地審査指針につき平成元年３月２７日，気象指針につき同日，平成６年４月２１日及び平成１３年３月２９日，線量目標値指針及び線量目標値評価指針につき各平成元年３月２７日及び平成１３年３月２９日にそれぞれ一部改訂がなされた。


(ウ)さらに，原子力委員会若しくは原子力安全委員会においては，本件処分後，次のとおり新たに定めている。
①「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定。一部改訂平成１３年３月２９日同委員会。新安全設計審査指針）
②「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（昭和５３」年９月２９日原子力委員会策定（甲３３，一部改訂平成元年３月２７）日原子力安全委員会，平成２年８月３０日同委員会決定（乙９４。一）部改訂平成１３年３月２９日同委員会。安全評価審査指針）③「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定。重要度分類指針）」④「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針（昭和５６年７」月２０日原子力安全委員会決定。一部改訂昭和６３年５月１９日・平成２年８月３０日・平成４年６月１１日同委員会（乙１４１。ＥＣＣＳ）性能評価指針）
⑤「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象に関する評価指針（昭」和５９年１月１９日原子力安全委員会決定（甲３８。一部改訂平成２）年８月３０日同委員会（乙１３１。反応度投入事象評価指針））⑥「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて（平成４年５月２８日原子力安」全委員会決定。一部改正平成９年１０月２０日（乙１３６））⑦「燃料被覆管は機械的に破損しないこと」の解釈の明確化につい「て（昭和６０年７月１８日原子力安全委員会了承（甲４５。一部改」）訂平成２年８月３０日同委員会（乙１２９））
⑧「我が国の安全確保対策に反映させるべき事項」について（審査，「設計及び運転管理に関する事項《基準関係の反映事項は除く（昭和》）」５５年６月２３日原子力安全委員会決定（甲３１））⑨「我が国の安全確保対策に反映させるべき事項」について   （昭和「」５６年７月２３日原子力安全委員会決定（甲３２））⑩地質・地盤の手引き（昭和５３年８月２３日原子炉安全専門審査会作成（甲１０５））
⑪耐震設計審査指針（昭和５３年９月原子力委員会決定。一部改訂昭和５６年７月２０日（乙１１１・平成１３年３月２９日原子力安全委員）会）
⑫「原子力発電所等周辺の防災対策について（昭和５５年６月原子力」安全委員会作成。一部改訂平成元年３月（乙９５・平成４年６月・平）成１０年１１月・平成１１年９月・平成１２年５月・平成１３年３月・同年６月・平成１４年４月・同年１１月・平成１５年７月同委員会。ただし，平成１２年５月に表題を「原子力施設等の防災対策について」に改めた）。
⑬「沸騰水型原子炉に用いられる９行９列型の燃料集合体について」（平成６年３月３日原子力安全委員会了承（乙１４０））⑭「原子力事業者の技術的能力に関する審査指針（平成１６年５月２」７日原子力安全委員会決定）
（甲３１ないし３３，３８，４５，１０５，乙９４，９５，１１１，１２９，１３１，１３６，１４０，１４１，弁論の全趣旨）
２争点
(1)司法審査のあり方について
ア規制法２４条１項各号の違反のうち，行訴法１０条１項の「自己の法律上の利益に関係」する違法は何か。
イ原子炉設置許可に際しての安全審査の対象事項となるものは何か。ウ原子炉設置変更許可処分と本件訴訟における審理・判断の対象について(ア)本件処分後の本件各変更許可処分の違法事由は本件訴訟における審理・判断の対象となるか。
(イ)(ア)が肯定される場合，どの範囲で，変更許可処分の違法事由が審理・判断の対象となるか。
(ウ)(ア)が肯定される場合，(イ)の違法事由の主張・立証責任はいずれの当事者が負担するか。
エ本件処分の専門技術性について，司法審査の方法はどうあるべきか。オ控訴人らの主張する温排水の熱的影響，固体廃棄物の昀終処分，使用済燃料の再処理，輸送及び昀終処分，廃炉，労働者被ばく並びに防災計画に関する違法事由は，司法審査の対象となるか否か。
(2)本件処分の手続的違法があるか否か。
ア本件処分の手続について
イ本件安全審査手続における構造的瑕疵について
(ア)安全審査の手続規定に不備，不明確の瑕疵があるか否か。(イ)安全審査に係る技術的基準等が不合理，不明確であるか否か。(ウ)本件安全審査は，法律上の根拠に基づくものであるか否か。(エ)本件安全審査は，いわゆる原子力三原則に違反するか否か。(オ)本件安全審査における審査体制が不備であるか否か。(カ)部会による安全審査は違法か否か。
(キ)合同審査による安全審査手続は違法か否か。
(ク)本件安全審査において審査範囲の限定をしたことは違法か否か。(ケ)資料の収集等の審査方法に違法があるか否か。(コ)本件安全審査手続に不公正，不適正があるか否か。(サ)安全審査手続について立法の瑕疵があるか否か。
ウ本件安全審査手続における個別的瑕疵について
(ア)原子力委員会委員長の不在の際にその職務代理者が選任されていたか否か。
(イ)原子力委員会の審査方法等に違法がないか否か。(ウ)本件安全審査会における並行審査は違法か否か。(エ)安全審査会の出席者は適法か否か。
(オ)調査委員中心の本件安全審査は違法か否か。
(3)規制法２４条１項１号所定の要件適合性については，司法審査の対象となるか否か。
(4)規制法２４条１項２号所定の要件適合性については，司法審査の対象となるか否か。
(5)規制法２４条１項３号のうち経理的基礎に係る部分の要件適合性については，司法審査の対象となるか否か。また，同条１項３号のうち技術的能力に係る部分の要件適合性の判断に不合理な点はあるか否か。ア規制法２４条１項３号のうち経理的基礎に係る部分についてイ規制法２４条１項３号のうち技術的能力に係る部分について(6)規制法２４条１項４号所定の要件適合性に不合理な点はあるか否か。ア原子炉施設の安全性の意義とその安全審査のあり方をどのように考えるか。


(ア)規制法２４条１項４号の適合性審査に対する司法審査のあり方(イ)規制法２４条１項４号が審査の対象とする原子炉施設の危険性
(ウ)しきい値の存否
(エ)原子炉施設の安全性の意義
(オ)安全審査のあり方
イ本件原子炉施設の平常運転時における被ばく低減対策に関する本件安全審査の調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点はあるか否か。また，本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，平常運転時における放射性廃棄物について，本件原子炉敷地周辺の公衆に対する放射線障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看過し難い過誤，欠落があるか否か。(ア)審査基準に不合理な点があるか否か。
①本件安全審査が基準とした公衆の線量当量限度は不当に高いものであるか否か。
②「線量目標値指針」の線量目標値に合理性があるか否か。③「線量目標値指針」及び「線量目標値評価指針」の基準並びに「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」の報告書に不合理な点がないか否か。
(イ)本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，平常運転時における放射性廃棄物について，本件原子炉敷地周辺の公衆に対する放射線障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看過し難い過誤，欠落があるか否か。
①気体廃棄物の被ばく線量評価について
②液体廃棄物の被ばく評価について
③ムラサキツユクサの研究結果と被ばく線量評価の合理性の有無につ
いて
④放射線管理設備の審査の有無について
ウ本件原子炉施設の事故防止対策に係る本件安全審査の調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点はあるか否か。また，本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，事故防止対策に係る安全性を確保し得るもの，すなわち，事故防止対策との関連において，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看過し難い過誤，欠落があるか否か。(ア)審査基準に不合理な点があるか否か。
①事故防止対策に係る審査基準について
②ＥＣＣＳ安全評価指針の合理性について
(イ)本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，事故防止対策に係る安全性を確保し得るもの，すなわち，事故防止対策との関連において，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看過し難い過誤，欠落があるか否か。
①炉心燃料部の健全性の有無について
②圧力バウンダリについて
③制御棒駆動系について
④ＥＣＣＳについて
⑤計測システムの欠陥の有無について
⑥格納容器の健全性の有無について
⑦ポンプ，弁等の健全性について
⑧本件原子力発電所における異常事象等と本件安全審査について⑨我が国における本件原発以外の原子力発電所の異常事象例等と本件
安全審査について
⑩ＴＭＩ事故と本件安全審査について
⑪チェルノブイル事故と本件安全審査について
⑫運転時の異常な過渡変化解析及び事故解析の合理性の有無について
⑬検査能力等の有無について
⑭想定される飛来物に対する設計上の考慮の有無について⑮燃料体に対する本件各変更許可処分の違法事由の有無について⑯本件各変更許可処分に係る現在の設計におけるＬＯＣＡ（冷却材喪失事故）解析の合理性の有無について
⑰プルサーマル計画について
エ本件原子炉施設の地質・地盤及び地震に関する安全対策に係る本件安全審査の調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点があるか否か。また，本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，本件原子炉施設の地質・地盤及び同施設周辺において発生するおそれのある地震が，同施設における大事故の誘因とならず，安全性を確保でき，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看過し難い過誤，欠落があるか否か。(ア)審査基準に不合理な点があるか否か。
①地質・地盤及び地震に関する安全対策に係る審査基準について
②設計用地震加速度の合理性の有無について
③鉛直地震力の考慮の有無について
④活断層の評価期間の合理性の有無について
⑤直下地震の想定の有無について
(イ)本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，本件原子炉施設の地質・地盤及び同施設周辺において発生するおそれのある地震が，同施設における大事故の誘因とならず，安全性を確保でき，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看過し難い過誤，欠落があるか否か。①本件原子炉敷地の支持地盤の安定性の有無について
ａ活発な地殻変動の存在について
ｂ本件原子炉施設の支持地盤について
②本件原子炉敷地周辺に見られる断層の活動の有無について
ａ柏崎平野における安田層の形成時期について
ｂ伏在断層を含む断層活動について
ｃ本件原子炉施設周辺地域の活断層について
ｄ寺尾断層について
ｅ歴史地震の選定について
ｆ日本海東縁プレート境界について
ｇ長岡平野西縁断層について
ｈ中越地震について
③本件原子炉敷地周辺に存在すると推定される主な断層の評価の合理
性の有無について
ａリニアメントについて
ｂ気比ノ宮断層の延長距離について
ｃ常楽寺断層（中央丘陵西縁部断層）について
ｄ真殿坂断層について
ｅ椎谷断層について
ｆ新しい松田式について
ｇ金井式－シード図について
ｈ鳥取県西部地震について
④本件原子炉施設の安全性の有無について
ａ本件原子炉施設の安全性について
ｂスマトラ沖大地震・津波と本件安全審査について
オ本件原子炉施設の公衆との離隔に係る本件安全審査の調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点があるか否か。また，本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，公衆との離隔に係る安全性を確保し得るもの，すなわち，公衆との離隔による災害の防止上支障の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看過し難い過誤，欠落があるか否か。
(ア)審査基準に不合理な点があるか否か。
①公衆との離隔に係る審査基準について
②めやす線量について


(イ)本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，公衆との離隔に係る安全性を確保し得るもの，すなわち，公衆との離隔による災害の防止上支障の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看過し難い過誤，欠落があるか否か。①災害評価（立地評価）におけるＥＣＣＳ等の健全性について②災害評価（立地評価）における全炉心溶融等の想定について
③フィルタの信頼性について
３当事者の主張
原審における当事者双方の主張は，原判決第２編（原判決第１分冊２頁から３５７頁まで，第２分冊３５８頁から７２８頁まで）に摘示されているとおりであるから，これを引用する。以下に，当審における当事者双方の追加・補足主張を摘示する。
(1)司法審査のあり方について
ア規制法２４条１項各号の違反のうち，行訴法１０条１項の「自己の法律上の利益に関係」する違法は何か。
（控訴人らの主張）
(ア)行訴法１０条１項は「取消訴訟においては，自己の法律上の利益，に関係のない違法を理由として取消しを求めることができない」と規。定している。これは，およそ法律上の利益の保護という観点とは無関係に，専ら他の者の利益等を保護するという観点から当該処分の要件として定められているにすぎない事項については，そのような要件に違背しているとの理由では，当該処分の取消しを求めることはできないことにあるという趣旨である。
したがって，同条項は，処分の取消しを求める側で主張し得る当該処分の違法理由がその処分の取消しを求めようとする者個々人の個別的利益を保護するという観点から定められた処分要件の違背のみに限定されるというものではなく，不特定多数者の一般的公益保護という観点から設けられた処分要件であっても，それが同時に当該処分の取消しを求める者の権利・利益の保護という観点とも関連する側面があるようなものについては，その処分要件の違背を当該処分の取消事由として主張することを妨げるものではない。
(イ)規制法２４条１項１号及び２号の要件は，これが公益あるいは国益の保護という観点から設けられた要件ではあるものの，他方で，仮に，平和目的以外に利用されるおそれがあり，原子力の開発及び利用の計画的な遂行に支障を及ぼすおそれがあるような公益目的に合致しない原子炉の設置等が行われるといった事態があり得るものとすれば，そのような原子炉の設置等によって，その生命・身体等の安全等に危険が及ぶという事態を防止するという観点においては，これらの要件が控訴人ら住民の権利・利益の保護という観点とも関連する。
また，同項３号のうち経理的基礎に係る部分の要件も，災害の防止上支障のないような原子炉の設置には一定の経理的基礎が要求されることなどから設けられたものであり，控訴人らの生命・身体等の安全の保護という観点と無関係なものではない。
さらに，同項３号のうち技術的能力に係る部分及び４号所定の要件に関する各審査に過誤，欠落があった場合には重大な原子炉事故が起こる可能性があり，事故が起こったときは，原子炉施設に近い住民ほど被害を受ける蓋然性が高く，その被害の程度はより直接的かつ重大なものとなるのであって，特に，原子炉施設の近くに居住する者はその生命・身体等に直接的かつ重大な被害を受けるものと想定される。そして，同項３号のうち技術的能力に係る部分及び４号所定の要件は，単に公衆の生命・身体等の安全，環境上の利益を一般的公益として保護しようとするにとどまらず，原子炉施設周辺に居住し，上記事故がもたらす災害により直接的かつ重大な被害を受けることが想定される範囲の住民の生命・身体等の安全等を個々人の個別的利益としても保護すべきものとしたものであり，これらの要件が，控訴人らの法律上の利益に関係を持つものであることは明らかである。
(ウ)また，規制法２４条１項各号所定の安全審査については，原子力発電所の必要性が前提となっているから，これも裁判所の審理・判断の対象事項に含まれる。
すなわち，規制法２４条１項各号所定の安全審査においては，東京電力が電力の安定供給を行うためには本件原子炉はもちろんのこと他の原子炉も欠かせない，つまり原子力発電所がなければ直ちに電力供給が不安定になり「電気のない生活」を考えなければならないという原発必要論が存在し，少なくともこれを所与の前提として審査している。そして，昭和４５年以降，我が国のエネルギー需要は今後とも長期にわたり急速に拡大することが見込まれるとし，エネルギー源の中心を占める石油については近い将来枯渇するおそれがあるので，安価な原子力発電が必要であるとして，その経済性が強調されていた。しかし，現在では原子力発電が代替えできるのは石油を中心とする発電の一部分であり，しかも過剰なエネルギーがもたらす地球規模の環境破壊に歯止めをかけ，環境と調和した産業社会を再構築することが問われるに至っており，いわゆる核の危険・制御不能とあいまって脱原発の流れは世界的となり，その社会的経済的有用性は根拠の薄いものとなっているから，本件安全審査を見直す必要がある。
(エ)したがって，規制法２４条１項各号の定める原子炉設置許可処分の各要件の存否並びにその前提として原子力発電所の必要性の有無について，いずれも本件処分の取消訴訟における裁判所の審理・判断の対象事項に含まれる。
（被控訴人の主張）
(ア)本件訴訟は，規制法２３条，２４条に基づいて内閣総理大臣がした本件処分の取消訴訟であるから，その審理の対象は，本件処分の違法性の存否，すなわち本件申請が規制法２４条１項所定の許可要件に適合するとした内閣総理大臣の判断における違法性の存否であるから，本件処分の違法事由として，裁判所の審理・判断の対象となる事項は，本件申請に対して内閣総理大臣が規制法２４条１項所定の許可要件について審査した対象事項に限定されることになる。
そして，主観訴訟として位置づけられている取消訴訟は，取消判決によって違法な行政作用を排除し公益に資することを目的とするものではなく，被告行政庁の処分によって原告の被っている具体的権利，法的利益の侵害の救済を目的とするものである。
したがって，行訴法１０条１項の「自己の法律上の利益に関係のない違法」とは，被告行政庁の処分に存する違法のうち，個人的権利・利益の保護を目的として行政権の行使に制約を課するために設けられたものとはいえない法規に違背したにすぎない違法をいうから，本件処分の要件に係る違法の主張であっても，控訴人ら自身の法律上の利益と関係のないものは，取消事由として主張することは許されない。(イ)規制法２４条１項１号及び２号の趣旨は，原子力の研究，開発及び利用を平和の目的に限り，かつ，原子力の開発及び利用を長期的視野に立って計画的に遂行するとの我が国の原子力に関係する基本政策に適合せしめ，もって広く国民全体の公益の増進に資することにあるのであって，原子炉施設の周辺住民等の個人的利益の保護を目的として内閣総理大臣の許可権限の行使に制約を課したものではない。


また，同項３号のうち経理的基礎に係る部分の要件は，原子炉の設置には多額の資金を要することから，原子炉の設置，運転等をするに足りる十分な資金的裏付けがあることを要するとしたことにあるのであって，これも原子炉施設の周辺住民等の個人的利益の保護を目的として内閣総理大臣の許可権限の行使に制約を課したものではない。これに対し，同項３号のうち技術的能力に係る部分及び４号所定の要件は，原子炉施設周辺に居住し，事故等がもたらす災害により直接的かつ重大な被害を受けることが想定される範囲の住民の個々人の生命・身体の安全等を個々人の個別的利益としても保護すべきものとする趣旨を含むと解されるから，これらの規定に違反する違法は，控訴人ら自身の法律上の利益に関係する違法である。
なお，同項３号のうち技術的能力に係る部分及び４号所定の要件に関する違法事由であっても，控訴人らはその個別的な権利・利益に関係する違法事由に限って主張できるのであるから，その具体的内容が控訴人ら自身の法律上の利益に関係のない事項に係るものは，行訴法１０条１項により主張することができない。
(ウ)したがって，本件処分の取消訴訟における裁判所の審理・判断の対象事項は，規制法２４条１項３号のうち技術的能力に係る部分及び４号所定の要件のみである。
イ原子炉設置許可に際しての安全審査の対象事項となるものは何か。
（控訴人らの主張）
(ア)電力会社等が設置する原子力発電所の安全審査に関する手続は，本件申請当時，実用発電用原子炉の設置に対する内閣総理大臣の設置許可（規制法２３条，電気事業の用に供する電気工作物の設置又は変更の）工事計画に対する通商産業大臣の認可（電事法４１条，電気工作物の）工事に対する通商産業大臣の使用前検査（同法４３条，電気事業の用）に供する発電用原子炉及びその附属設備に対する通商産業大臣の定期検査（同法４７条）の４段階に分かれているが，規制法が原子力利用につき製錬事業（第２章，加工事業（第３章   ，原子炉の設置，運転等））（第４章，再処理の事業（第５章，核燃料物質等の使用等（第６））章，国際規制物質の使用（第６章の２）に分けて事業規制を行ってい）るから，原子炉の設置，運転から廃棄物処理までのすべてにわたる安全審査が必要である。
(イ)原子炉設置許可に際しての安全審査の対象を，後記の被控訴人の主張のとおり原子炉施設自体の安全性に直接関係する事項に限定し，かつ，原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に限定することでは現実に事故を全く防止することができない。また，原子力委員会等の専門家の関与なく行われる詳細設計以降の段階における規制法所定の規制（工事計画認可以降の手続）が現実には全く機能しておらず，不正が横行しているにもかかわらず，それが正規の手続では発見されていない実情を無視することはできない。
原子力発電は，火力発電や水力発電と異なる放射能災害をもたらす潜在的危険性を有するから，原子炉施設近くの住民の生命・身体等の安全を確保するため，原子炉施設の計画・設計段階から運転段階まで審査をすべきことは当然である。
(ウ)①株式会社ジェー・シー・オー（旧日本核燃料コンバージョン株式会社，以下「ＪＣＯ」という）の東海事業所における昭和５８年１。１月２２日付け核燃料物質加工事業変更許可申請書には「臨界事故，については当施設では「変更後における加工施設の安全設計に関す，る説明書」に示した様にいかなる場合でも安全であるよう十分な設計がなされているので臨界事故は起こり得ない（甲３３４の２３枚。」目）と記載されていた。これに対し，当時の科学技術庁の行政審査では，臨界防止等について適切な配慮がなされているので安全性は確保されている「充分な安全対策が講じられており，一般公衆に対して過度の放射線被ばくを及ぼす事故が起こるとは考えられない」とする。昭和５９年１月付けの安全審査書（甲３３４の４６枚目）が作成され，また，原子力委員会の内閣総理大臣に対する同年４月２６日付け「臨界管理は妥当なものと判断する「本変更に伴い従来の事故評価の結」果を変更する必要はないことを確認した」とする答申（甲３３６）を行っていた。これによりＪＣＯは所定の核燃料物質加工事業変更許可を取得した。
しかし，ＪＣＯにおいては，平成１１年９月３０日午前１０時３５分ころ，茨城県ω９所在の核燃料再転換工場で臨界事故が発生し，従業員２名が急性死亡レベルの放射線を被ばくし，更に多数の従業員と周辺住民が放射線を被ばくする事故が発生した（以下「ＪＣＯ事故」という。これは，上記核燃料物質加工事業変更許可を受けた手順。）である工程の溶解塔を飛ばしてバケツで作業を行う裏マニュアルが作成されており，所定の臨界管理を無視した運転が日常的に行われていたことに原因があった。このように，ＪＣＯが臨界管理を無視した取扱いをしたのは，核燃料サイクル開発機構がＪＣＯにおいて違法操業をすることを予期しつつ，黙認したものであるから，臨界管理を軽視する風土は，少なくとも核燃料サイクル開発機構，ＪＣＯにおいて根付いていた。
これまでＪＣＯだけではなく，我が国の原子力事業者において多数の杜撰な作業，違法な行為が発覚している。これらのほとんどが検査等で発覚したものではなく，内部告発か事故発生で初めて発覚したものであり，それがなければ永遠に発覚しなかったものであるが，このような杜撰な作業，違法行為は我が国の原子力事業者一般にあまねく行われているものと見るべきである。
②原子力安全委員会は，ＪＣＯ事故について，違法操業が可能な安全審査指針を認めたことや技術的能力の審査のあり方に反省を持ち，安全審査指針の見直しをしようとしている。事故調査委員会に至っては具体的な部分や運転管理に関する部分まで安全審査でチェックすべきではないかという同委員からの意見が少なからず出ている。また，現在の法体系の中でも，専門家団体である原子力安全委員会が関与する手続が基本的な許可（原子炉設置許可）のみということからすれば，同委員会が具体的設計，運転段階まで通した，あるいはそれを見通した安全審査をすべきであるというのが素直な読み方であり，国民の期待するところである。
③原子炉設置許可時の安全審査では，故障，誤操作等の確率が低いこと，そして意図的な手順無視がないことを前提に，過渡変化等の解析に当たり単一の故障のみを想定する単一故障指針が用いられてきたが，ＪＣＯの事故から明らかになったように，確信犯的な手順無視の違法操業を現実に原子力事業者が長期にわたり行ってきたという事実を前提にすれば，従来のような事業者への信頼に基づく安全審査では足りず，安全装置の意図的なバイパスをも想定して多重故障を想定すべきである。


また，ＪＣＯの上記核燃料物質加工事業変更許可申請書では六フッ化ウランの漏洩事象を想定し，事故による周辺監視区域以外の一般公衆の昀大被ばく量を９ナノシーベルトであるとしていた。しかし，ＪＣＯ事故では敷地境界における被ばく量は，当時の科学技術庁の事故調査では１６０ミリシーベルトであったので，昀大想定事故の１７７８万倍の規模のものであったことに照らすと，安全審査における昀大想定事故の想定があまりにも過小であり，非現実的であることが裏付けられている。
(エ)したがって，原子炉設置許可に際しての安全審査の対象は，原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針のみならず，原子炉の具体的な詳細設計や運転管理並びに廃棄物処理までのすべてが含まれ，総合的に安全性の審査がなされるべきである。そして，我が国においては固体廃棄物の昀終処理技術も確立していないにもかかわらず，原子力規制として核燃料物質の製錬から廃棄などの昀終処理に至る過程の安全性について的確な審査と規制手続がないことは，憲法１３条の国民の生命・身体への尊重義務に違反するものであり，憲法３１条の法定手続の保障にも違反する。
（被控訴人の主張）
(ア)規制法は，規制の対象を，製錬事業（第２章，加工事業（第３）章，原子炉の設置，運転等（第４章，再処理の事業（第５章   ，核燃）））料物質等の使用等（第６章，国際規制物質の使用（第６章の２）に分）け，それぞれにつき被告行政庁の指定，許可，認可等を受けるべきものとしているから，第４章所定の原子炉の設置，運転等に対する規制は，専ら原子炉設置の許可等の同章所定の事項をその対象とするものであって，他の章において規制することとされている事項までをその対象とするものではない。
そして，規制法の第４章所定に係る原子炉の設置，運転等に関する規制の内容をみると，原子炉の設置の許可，変更の許可（規制法２３条な），いし２６条の２）のほかに，設計及び工事方法の認可（規制法２７条使用前検査（規制法２８条，保安規定の認可（規制法２８条，定期））検査（規制法２９条，原子炉の解体の届出（規制法３８条）等が段階）的に定められており，これらの規制が段階的に行われることとされている。
(イ)ＪＣＯ東海事業所は，規制法の加工事業（第３章）の規定により規制される施設であり，原子炉設置許可段階の安全審査である本件安全審査とは安全規制の分野が異なるものであって，同事業所において生じたＪＣＯ事故は，本件安全審査の対象とは何ら関係がない。(ウ)上記の控訴人らの主張は，原子炉設置許可処分の後続の規制である工事計画の認可（電事法４１条，使用前検査（同法４３条，保安規））定の認可（規制法３７条）などの各段階において審査，確認されるべき詳細設計，あるいは具体的な運転管理に係る事項等に関する事由を原子炉設置許可に際しての安全審査の対象事項とするものであるから失当である。
(エ)したがって，原子炉設置許可に際しての安全審査の対象事項は，専ら当該原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針のみを規制の対象とするのであって，後続の工事計画の認可（規制法２７条）の段階で規制の対象とされている当該原子炉の具体的な詳細設計及び工事の方法はもとより，後続の使用前検査，燃料体検査，溶接検査等の各種検査や，原子炉施設自体の安全性に直接関係しない他分野の規制対象事項（廃棄物の昀終処分の方法，使用済燃料の再処理及び輸送の方法等）は審査の対象とならない。また，原子炉施設自体の安全性に関係する事項であっても，後続の安全規制の対象とされる当該施設の詳細設計及び工事の方法，各種検査，実際の運転管理等に関する事項は，原子炉設置許可の段階の安全審査の対象とはならない。
ウ原子炉設置変更許可処分（以下「変更許可処分」という）と本件訴訟。
における審理・判断の対象について
(ア)本件処分後の本件各変更許可処分の違法事由は本件訴訟における審理・判断の対象となるか否か。
（控訴人らの主張）
本件各変更許可処分により変更された原子炉施設，設備に関する事項については，以下のとおり，上記変更許可処分の違法事由が本件訴訟における審理・判断の対象となる。
①当初の原子炉設置許可処分に対する取消訴訟の係属中に変更許可処分があった場合は，当該施設に係る当初の原子炉設置許可処分の内容の変更を目的とする処分であるから，この変更許可処分に基づく当該施設の変更が現実に実施された以上，実体的には，両処分を一体的なものとして取り扱うべきである。
しかも，原子炉施設においてはその施設，設備の各部分が相互に補完しあって機能しているので，変更後の施設，設備を除いてその原子炉施設の安全性の有無を判断することはできないから，少なくとも原子炉施設の安全性の問題に関しては，後の変更許可処分によって変更を許可された後の内容が，そのまま当該施設に係る原子炉設置許可処分の処分内容となる，つまり変更許可処分によって内容を変更された原子炉設置許可処分が全体として存続し，原子炉の設置，運転の法的根拠は（変更許可処分によって内容を変更された）原子炉設置許可処分に一元化されているというべきである。
②また，原子炉設置許可処分は，原子炉の設置，運転に関する許認可の中で冒頭に位置し，唯一専門家で構成される原子力委員会が安全審査を行う，昀も重要な手続である。この手続で審査される原子炉施設の安全性は，その施設全体を総合的に評価して判断すべきものである。そして，原子炉施設の安全性とは，昀終的には大部分が燃料棒内に存在する放射性物質が平常時及び事故時に環境に放出されることを防止できるかということであるから，原子炉施設の安全確保上極めて重要な機器である緊急停止系（スクラム系，ＥＣＣＳ（緊急炉心冷却）系）等も含めて各種の機器が十分な機能を有しているといえるかどうかも少なくとも特定の炉心（燃料棒，燃料集合体）を前提としてでなければ評価できない。とりわけ，事故時の安全性で極めて重要な燃料棒が（発熱・冷却失敗により）損傷するか（溶けるか）否かという点の判断も燃料棒の発熱特性，形状，核的特性が決まらなければ評価ができないというべきである。
ところが，原子炉施設については，原子炉設置許可後も度々変更許可処分がなされ，安全性評価の主要な大前提である燃料集合体そのものの変更が多数回なされている。もしも原子炉設置許可処分についての取消訴訟係属中に変更許可処分がなされた場合に変更許可処分後の設計の主要な部分をなす新しい燃料集合体の設計が審査対象にならず，かつ，変更された従来の燃料集合体も審査対象とならないとすれば，その時点で当該原子炉についての安全性は具体的にはおよそ評価できなくなってしまうという性質を持っている。しかも，その変更許可処分を行うのは，訴訟の一方当事者である本件訴訟の被告行政庁なのである。


③後記の被控訴人の主張に従えば，変更許可処分後の原子炉施設を設置，運転する法律上の根拠は設計が変更された部分については変更許可処分，変更されない部分については原子炉設置許可処分によることとなる。
しかし，規制法上は，変更許可処分後において事業者に重大な違法事由があって許可処分の取消しをする場合にも原子炉設置許可処分のみが取り消されるので（規制法３３条２項，被控訴人の主張は規制）法の規定にそぐわないから，被控訴人の主張は理由がない。④したがって，変更許可処分後の原子炉施設の安全性の有無が，当初の原子炉設置許可処分に対する取消訴訟でも審理・判断の対象となる。
（被控訴人の主張）
本件処分後の本件各変更許可処分の違法事由は，以下のとおり，本件訴訟における審理・判断の対象とならない。
①規制法２６条は，同法２３条２項に規定する申請書の記載事項のうち，同項２号ないし５号（同項４号に掲げる事項のうち工場又は事業所の名称のみを変更しようとする場合を除く）及び８号に掲げる事。項を変更しようとする場合は，原子炉設置者は，あらかじめ主務大臣の許可を受けなければならないと規定し（同法２６条１項，この許）可（原子炉設置変更許可）については，設置許可に関する同法２４条の規定を準用するものとしている（同法２６条４項。これらの事項）は，原子炉の使用の目的，型式，熱出力等，あるいは原子炉施設の位置，構造及び設備等というものであって，その性質上，同項が規定する許可基準への適合性を改めて審査する必要があるというのが，同法２６条１項，４項の趣旨である。
このような規制法の趣旨にかんがみると，原子炉設置者のする設置変更許可の申請は，設置許可に係る工場又は事業所に設置された原子炉施設の一部を変更し，当該工場又は事業所において変更申請に係る原子炉施設を適法に設置することができる地位の付与を求めるものであり，これに対する変更許可処分は，原子炉設置者に対し「それま，での設置許可に係る工場又は事業所に設置された原子炉施設の一部を変更して，当該「一部，すなわち変更申請に係る原子炉施設の部分」（変更申請に係る事項の部分）を適法に設置することができる地位」を付与するものである。
そして，変更許可処分の効果は，このような地位を原子炉設置者に付与するものにとどまり，かつ，変更許可処分に既存の原子炉設置許可処分の効力の消滅，変更の効果を結び付けたと解し得るような規定は存しないから，変更許可処分は，当該原子炉施設につき設置許可処分によって既に発生している，当該原子炉施設が適法に存立するための法的根拠に直ちに影響を及ぼす性質のものではない。まして，既存の原子炉設置許可処分の効力を消滅させたり，既存の原子炉設置許可処分の効力を自らに取り込み，吸収して，自らが変更申請に係る事項の部分以外の部分を含めた原子炉施設全体の存立の法的根拠を提供したりするものとは解されない。
②また，原子炉設置許可処分と変更許可処分とは，いずれも申請に対する行政処分であるところ，それぞれの判断の対象は，各申請に係る事項（前者については規制法２３条２項各号所定の事項，後者については同法２６条１項所定の事項のうち変更しようとするもの）であって，両者は，その基底にある工場又は事業所こそ同一であるが，判断権行使の対象は異にしている。したがって，後者における被告行政庁の認定判断は，法的にみれば，前者におけるそれを一部取り消し，又は修正するというようなものではあり得ない。このような関係にある以上，特別の立法による根拠がない限り，後者の判断内容が，前者のそれに取り込まれ，吸収されると解することもできない。しかも，変更許可処分は，原子炉設置許可処分に係る工場又は事業所において，原子炉施設の変更申請に係る事項の部分を適法に設置し得る地位を付与するのみであり，原子炉設置者に何ら義務を課するものではない。その意味において，変更許可処分は，原子炉設置者に対し，原子炉設置許可処分に基づいて適法に設置されている原子炉施設の変更の実行を義務付ける効力を有するというような理解をするのは誤りである。
③さらに，原子炉設置許可処分と変更許可処分はそれぞれ別個独立の行政処分であり，原子炉設置許可処分の判断内容が後にされた変更許可処分のそれに取り込まれると解すべき実定法上，理論上の根拠はないから，変更許可処分の違法は，当該変更許可処分そのものの取消訴訟でのみ争われるべきである。
④控訴人らの主張のように変更許可処分の違法事由も原子炉設置許可処分の取消訴訟で主張できるとすると，原子炉設置許可処分の取消訴訟とは別個に変更許可処分の取消訴訟が提起された場合には，審理が重複し，判断に矛盾抵触が生じるおそれがある。のみならず，変更許可処分がなされるたびに原子炉設置許可処分の取消訴訟の審理・判断の対象が変更拡張され，審理が長期化・漂流するおそれがある。さらに，変更許可処分について行訴法１４条所定の出訴期間が経過した後も原子炉設置許可処分の取消訴訟において変更許可処分の違法事由を主張することができるとすれば，同条の趣旨が失われてしまうから，控訴人らの主張は失当である。
⑤以上のとおり，変更許可処分は，原子炉設置者に対し，原子炉設置許可処分に係る工場又は事業所において，原子炉施設のうちの一部分（変更申請に係る事項の部分）を適法に設置する地位を付与するものであり，原子炉設置者は，この地位と，原子炉設置許可処分によって既に付与されている地位（厳密にいえば，当該地位のうち，変更申請に係る事項の部分を除いたその余の部分）とを併せて，上記工場又は事業所において変更後の全体としての原子炉施設を適法に設置することができることとなる。そして，原子炉設置許可処分と変更許可処分は，同一の原子炉施設に関するものであっても，それぞれ別個の申請に対する応答として，法律上別個の効力を有する別個の処分であって，その各効力の間に特別の法律上の関係はなく，互いに他の内容や効果に消長を来すものではないので，一方の処分の違法をもたらす事由は，当該処分に係るものに限られるから，変更許可処分の違法事由は，原子炉設置許可処分に対する取消訴訟においては審理・判断の対象とはならない。
したがって，本件訴訟は，規制法２３条，２４条に基づき行われた本件原子炉の設置許可処分（本件処分）の取消訴訟であるから，本件訴訟における訴訟物は，本件処分の違法一般であり，かつ，これに限られるのであり，本件各変更許可処分は，本件原子力発電所１号機とその附属設備（本件原子炉施設）に関するものではあるが，本件処分とは別個の行政処分であり，それらの違法は，各変更許可処分の取消訴訟でのみ争われるべきものであり，これが本件訴訟の審理・判断の対象になるとは解し得ない。
(イ)上記(ア)が肯定される場合，どの範囲で，変更許可処分の違法事由が審理・判断の対象となるか。
（控訴人らの主張）


①規制法は，上記(ア)の控訴人らの主張のとおり，変更許可処分後においても変更許可処分によって内容を変更された原子炉設置許可処分が全体として存続し，原子炉の設置，運転の法的根拠は（変更許可処分によって内容を変更された）原子炉設置許可処分に一元化されていると解することを前提としている。
②したがって，本件各変更許可処分に係る違法事由のすべてが本件訴訟の審理・判断の対象となる。
（被控訴人の主張）
①規制法２３条２項が，原子炉設置許可の申請書には「原子炉の，（中略）基数（３号「原子炉を設置する工場又は事業所の名称及」），び所在地（４号）を記載すべき旨を規定していることなどからする」と，規制法は，１個の設置許可申請に係る工場又は事業所に設置される原子炉（その附属設備を併せていえば原子炉施設）が数基に上る場合があることを前提とし，このような場合であっても，単一の工場又は事業所に設置される原子炉施設については１個の設置許可をするとの立法政策を採っているものと解される。そして，規制法２６条１項本文，２３条２項３号により単一の工場又は事業所に設置される原子炉の基数を変更しようとする場合も設置変更許可の申請をすべきものとされることとを併せ考えると，まず，単一の工場又は事業所に１基の原子炉のみが設置されていた場合に，当該工場又は事業所において適法に原子炉の基数を増加させる（いわゆる増設をする）ためには，当該工場又は事業所を基礎として設置変更許可を受ける必要があり，かつ，それをもって足りると解され，新たな設置許可を受けるべきことにはならない。同様にして，数基の原子炉の設置された工場又は事業所につき，規制法２６条１項により設置変更の許可を受けなければならない事項を変更しようとする場合には，当該変更が，当該工場又は事業所に設置された上記の数基の原子炉のうちの一部のもののみにかかわるときであっても，当該工場又は事業所を基礎として変更許可処分を受ける必要があると解される。
②仮に，上記(ア)の控訴人らの主張を前提としても，これは「原子炉施設においてはその施設，設備の各部分が相互に補完しあって機能していることからして，その施設，設備がいったん変更された以上，その変更後の施設，設備を除いてその原子炉施設の安全性の有無を判断することはできない」という実質的考慮に基づくものと解されるから，その施設，設備の各部分が相互に補完し合って機能しており，これらが変更された場合にその変更後の施設，設備を除いて原子炉施設の安全性の有無を判断することはできないという関係は，特別の事情のない限り，１基の原子炉の施設，設備の各部分相互の間においてのみ生じ得ることが明らかである。
そうであるとすれば，単一の工場又は事業所に数基の原子炉が設置されている場合には，そのうち原子炉設置許可処分に対する取消訴訟においてその安全性に関する違法が主張されている原子炉（数基の原子炉のうちの特定の原子炉）にかかわる事項の変更を内容に含む変更許可処分についてのみ，かつ，当該変更に関する事由のみが審理・判断の対象となる。これ以上に，当該工場又は事業所についてされたすべての変更許可処分の全内容にわたって同取消訴訟の審理・判断は及ばない。
なお，変更許可処分がなされた場合，その判断内容と原子炉設置許可処分の判断内容とは峻別されるべきであり，原子炉設置許可処分に対する取消訴訟においてはその判断内容（もっとも，変更許可処分により変更が許可され，かつ現実に変更が実行された事項については，当該設置許可処分に対する取消訴訟のうち，当該設置許可処分中の上記事項に関する部分につき安全審査の違法を理由として当該部分の取消しを求める部分は，狭義の訴えの利益を失い，不適法となると解されるから，当該設置許可処分のうち実際に審理・判断の対象となるのは，変更が許可されていないか又は変更が実行されていないために残存している事項に限られる）のみについて，変更許可処分に対する。取消訴訟においてはその判断内容のみについて，それぞれの安全性が審理・判断の対象となることとなる。そして，変更許可処分による変更後の施設，設備が全体として安全性を欠くというのは，変更許可処分がなされたという事後的な事情の発生によってそれ以後安全性を欠く状態が現出したということであるから，これが遡って設置許可処分の違法を構成することはあり得ない。
(ウ)上記(ア)が肯定される場合，上記(イ)の違法事由の主張・立証責任はいずれの当事者が負担するか。
（控訴人らの主張）
①原子炉設置許可処分に対する取消訴訟において，被告行政庁がした判断に不合理な点があるとの主張・立証責任については，本来，原告が負うべきものであるが，原子炉施設の安全審査に関する資料をすべて被告行政庁の側において所持していることなどを考慮すると，まず，被告行政庁において，その判断の依拠した具体的審査基準並びに調査審議及び判断の過程等，被告行政庁の判断に不合理な点のないことを相当の根拠，資料に基づき主張・立証する必要があり，被告行政庁が上記主張・立証を尽くさない場合には，被告行政庁がした上記判断に不合理な点があることが事実上推認される（伊方原発昀高裁判決。）そこで，被告行政庁が，まず変更許可に際しての安全審査に関し，その依拠した具体的審査基準並びに調査審議及び判断の過程等，その判断に看過し難い過誤，欠落のないことを相当の根拠，資料に基づき主張・立証する必要があり，被告行政庁がこの主張・立証を尽くさない場合には，上記判断に不合理な点があることが事実上推定されるべきである。
②したがって，被告行政庁が変更許可処分の具体的審査基準や審査過程等につき看過し難い過誤，欠落のないことを相当の根拠，資料に基づき主張・立証すべきである。
（被控訴人の主張）
①仮に，上記(ア)の控訴人らの主張を前提としても，変更許可処分の違法事由が原子炉設置許可処分の取消訴訟の審理・判断の対象となるのは，上記(イ)の被控訴人の主張のとおり「原子炉施設においてはその施設，設備の各部分が相互に補完しあって機能していることからして，その施設，設備がいったん変更された以上，その変更後の施設，設備を除いてその原子炉施設の安全性の有無を判断することはできない」という特別の事情に基づくものであるから，変更許可処分に関する違法事由は，このような特別の事情が明らかにされて初めて，例外的に，原子炉設置許可処分に対する取消訴訟の争点になる。しかし，控訴人らは本件各変更許可処分について，上記のような特別の事情を主張・立証していないから失当である。


②更に仮に，上記のような特別の事情があるとしても，原子炉設置許可処分取消訴訟においては，変更許可処分につき現実にこれを争う原告による違法事由の主張を待って問題にするほかない。また，変更許可処分は，もともと多数回にわたって行われることが珍しくなく，安全審査の違法に限られるとしても，変更許可処分のすべてについて，被告行政庁がまず，その判断に看過し難い過誤，欠落のないことを相当の根拠，資料に基づき主張・立証すべきものとすると，原告による模索的な主張の展開を通じて争点のいたずらな拡大と不明確化が避けられず，審理の遅延渋滞に陥ることが必至であるとともに，模索的な主張の展開を通じて争点のいたずらな拡大と不明確化が避けられない。③したがって，仮に，変更許可処分の安全性に関する違法事由につき原子炉設置許可処分に対する取消訴訟の審理・判断の対象となるものがあるとしても，変更許可処分の違法事由の主張・立証責任は原告が負担すべきものであり，直ちにそれについて被告行政庁に主張・立証の必要があるものではない。
エ本件処分の専門技術性について，司法審査の方法はどうあるべきか。
（控訴人らの主張）
(ア)原子炉施設の安全性が確保されないときは，人類未曾有の重大事故を引き起こし，世界的規模の回復し難い災禍をもたらす可能性をはらんでいるのみならず，原子炉施設の周辺住民らに対しては，生命・身体等に直接的に危害を及ぼし，その居住環境を放射能によって汚染・破壊し，数世代に及ぶ災禍をもたらすなど，他の事故や天然自然の災害とは比較できない深刻な事態を引き起こすのである。このような地球的規模の災害及び原子炉施設の周辺住民らである控訴人らの災禍を防止するためには，その昀終的かつ有効な規制は，司法審査以外にはない。また，内閣総理大臣による原子炉設置許可処分は，一連の原子炉の設置運転にとってはほとんど決定的な契機であるが，原子炉施設の危険性に直接さらされる周辺住民らは，国民全体からすると圧倒的な少数派であり，その具体的な生命・身体等の危険性を有効適切に規制する手段は，司法的解決によらざるを得ない。
(イ)本件申請当時の規制法２３条１項所定の原子炉設置許可が内閣総理大臣の権限とされたのは，原子炉施設の安全性の確保など，ことの重大性にかんがみ慎重に対処すべく，多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的，専門的知見に基づく意見を徴した上，特に内閣総理大臣の責任において，安全と確信した上で許可すべきものとされたからにほかならない。そして，内閣総理大臣は，原子炉設置許可に当たり，規制法適合性の判断が必要であるので，当該許可処分に何がしかの裁量を含むことは否定できないものの，それは安全性を前提とした上でのことであり，安全性判断そのものについてではなく，しかも法規適合性の判断が昀終的にその裁量にゆだねられるものではなく，当該許可処分が規制法２４条１項各号に適合した適法な処分か否かについては，別途，司法判断を受けることになる。それゆえ，内閣総理大臣の原子炉設置許可の際の安全性の判断においては，原子力委員会などの調査審議及び判断の過程をつぶさに検討しそこに疑問をいれる余地がなければその意見を尊重して対処し（規制法２４条２項，その安全とする意見にいささかでも疑問が）あれば，更に調査検討を指示するなどし暫定許可を見合わせたり，許可をしないなどの裁量の余地があるにとどまるというべきである。(ウ)原子炉施設の特質にかんがみると，絶対的な安全性が確保されるべきであるから，規制法２４条１項各号の適合性の判断が極めて高度な昀新の科学的，専門技術的知見に基づく総合判断であるからといって，比較衡量などによって左右される余地はなく，また，裁量によって判断すべき事柄ではない。そして，原子炉施設の安全性は，専門技術的な検討によって一義的に定まるというべきであり，ただ検討の仕方や資料などについて若干の専門技術的な裁量の余地があり得るのみである。しかも，人権尊重の憲法の原則に照らし，基本的人権と直接かかわる問題について，規制法がその準則を示すことを放棄し，被告行政庁にその処理，判断をまかせきってしまうことはあり得ない。
裁判所は，国民の生命，健康という昀高度の人権を擁護すべき義務があり，規制法もこれを保護法益としている以上，規制法に照らし原子炉施設の周辺住民ら国民の権利の侵害のおそれがあるかないかについて吟味検討の責務を負っているから，本件訴訟における審理・判断についても科学的，専門技術的検討という困難を避けることはできない。規制法２４条１項各号の適合性の問題は，技術的能力の存否あるいは災害防止の確率性の有無に関するものであって，講学上の要件裁量の範疇に入るが，専門技術性ゆえに裁判所が司法審査になじまないとすれば，専門性を争点に含む係争については一切裁判をすることができず，国民の権利保護を否定することになる。
(エ)伊方原発昀高裁判決は，原子炉施設の専門技術性のために被告行政庁の原子炉設置許可における審査の裁量権を認めながら，他方で，専門技術性の判断能力に欠けると自称する裁判所が，原子力委員会若しくは安全審査会が調査審議に用いた具体的審査基準に不合理な点があるか，また，その調査審議する過程に看過し難い過誤，欠落が存在しないかどうかを判断すべしと判示するのは全く矛盾であるから，不当である。そもそも，司法審査の対象は，原子力委員会若しくは安全審査会の審査基準や審査過程の「看過し難い過誤，欠落」があるか否かという消極的な姿勢ではなく，審査基準や審査過程の合理性であり，内閣総理大臣の原子炉設置許可処分の適法性そのものであるべきである。規制法２４条１項各号の趣旨は，上記地球的規模の災害及び原子炉施設の周辺住民らである控訴人らの災禍などが万が一にも起こらないよう科学的，専門技術的見地から十分な審査をし，もって原子炉施設の安全性を確保し，控訴人らの生命・身体等の基本的人権を擁護しようとすることにある。そして，同項各号の要件は優れて法的概念であり，その適合性の判断は，他の一般の法律適合性同様，裁判所の任務であるから，裁判所は，本件処分の規制法適合性，すなわち手続の具備と本件処分に係る本件原子炉施設の安全性との実体的判断をなすべきである。(オ)したがって，裁判所は，内閣総理大臣の原子炉設置許可処分に対する取消訴訟の審理・判断については，専門技術性があっても，絶対的安全性が確保されているか否かを覆審的に審査すべきであるので，規制法２４条１項各号の適合性について改めて独自の審理を行い，その結果に基づく裁判所自らの判断と対比して直接その適否を決する実体的判断をすべきである。
（被控訴人の主張）


(ア)控訴人らの主張する「絶対的安全」が，原子炉施設においてはいかなる故障や事故の発生も確率的に零でなければならないという趣旨であれば，全く非現実的，非建設的な発想である。現代社会において，人類が創造し，利用している各種の機器，産業施設で何らかの潜在的危険性を有しないものは存在せず，この点では原子炉施設も例外ではない。原子力の平和利用を推進することによって，エネルギー資源を確保し，産業の振興を図り，もって人類の福祉と国民生活の水準向上に寄与すること等を目的とする基本法を基礎とする我が国における原子力利用に関する実定法制度の下において，同法の精神にのっとり，原子力の平和利用を具体的に実現するための必要な規制を行うことを目的とする規制法に照らすと，控訴人らの主張は原子炉施設の存在それ自体を否定するものであるから失当である。
原子力発電は，人類の英知を結集して形成された極めて高度の技術体系であり，その安全確保の面においても各般の技術的措置が講じられているが，その安全性確保は，放射性物質の有する危険性をいかに顕在化させないかの点に尽きる。すなわち，原子炉施設の安全性の問題は，それが放射性物質を内蔵することにより潜在的危険性を有しているということにあるのではなく，産業施設の本来的ともいえる潜在的危険性をいかに顕在化させないかの問題である。そして，控訴人らの主張のように，原子炉施設における単なる故障の発生の可能性の存在や各種事故防止対策のための設備等の存在にもかかわらず事故の発生の可能性が確率的には零でないことをもって，換言すれば，各種事故防止対策のための設備等の存在意義を全面的に否定し去ることによって，原子炉施設が有する潜在的危険性を顕在化されたものとして把握し，原子炉施設を安全でないというのであれば，そのような「絶対的安全」の要求は原子炉施設の存在それ自体を否定することにほかならず合理性がない。したがって，原子炉設置許可処分に対する取消訴訟における司法審査については，高度な科学的，専門技術的知見に基づく総合的な判断を要することにかんがみると，原子力委員会若しくは安全審査会の専門技術的な調査審議及び判断を基にしてなされた被告行政庁の判断に不合理な点があるかという観点から行われるべきであって，調査審議に用いられた具体的な審査基準に不合理な点があり，あるいは，当該原子炉施設が上記具体的審査基準に適合するとした原子力委員会等の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があり，被告行政庁の判断がこれに依拠してされたと認められる場合に初めて，被告行政庁の判断に不合理な点があるものとして，違法とされるものである。
(イ)また，原子炉設置許可処分に対する取消訴訟における裁判所の審理・判断の対象事項は，上記アの被控訴人の主張のとおり規制法２４条１項３号のうち技術的能力に係る部分及び４号所定の要件であるから，同要件適合性を肯定し，原子炉設置許可処分をした被告行政庁の判断の合理性についての主張・立証責任は，これを不合理なものとして争う原告が負担すべきものである。
(2)本件処分の手続的違法はあるか否か。
ア本件安全審査手続における構造的瑕疵について
（控訴人らの主張）
(ア)安全審査の手続規定に不備あるいは不明確な瑕疵があるか否か。
（控訴人らの主張）
①行政手続が刑事手続と性質上差異があるとしても，憲法３１条の適正手続の要請は行政手続においても民主的統制の必要から広く適用されるべきである。行政手続法（平成５年法律第８８号）に照らしても，行政手続に対する民主的統制の必要性は高い。そして，原子炉施設の周辺住民の同意手続はともかくとして，規制法等においては申請書やその添付書類の事前公開手続も定められておらず，公聴会の開催すら保障されていないので，このような安全審査手続によっては判断の公正さや正確さを保てることはできないから，刑事手続と性質上の差異があるとしても，可能にして相当な住民参加の手続が保障されるべきである。
②したがって，規制法等の原子炉設置許可手続に関する手続規定は憲法３１条に違反する。
（被控訴人の主張）
控訴人らの主張は争う。
(イ)安全審査に係る技術的基準等の不明確があるか否か。
（控訴人らの主張）
①設置許可基準や安全審査基準は，原子炉設置許可の安全審査そのものを左右しその決め手になる重要な事項であり，可能な限り明確化され，法律で定めるべきであるから，法律の委任もなくこれが被告行政庁の裁量にゆだねられる根拠はない。
そして，規制法２４条１項４号は，原子炉を設置する場合の安全性に関する許可基準を定めているものの，その規定の仕方は極めて抽象的であって，安全性に係る具体的な事項の審査基準をこれに求めることは困難であり，他にこれを補充すべき法的規定も整備されていない。また，実際の安全審査に用いられている立地審査指針，ＥＣＣＳ安全評価指針，線量目標値指針，線量目標値評価指針，安全設計審査指針，気象指針等の安全審査の基準は，単なる行政内部の内規にすぎず，そのときどきの情勢によって容易に変えられ，しかもその内容や水準が明瞭にして高度であるとはいえないから，このような基準によりなされた安全審査の手続には重大な瑕疵がある。
②もっとも，控訴人らは，原子炉施設の安全性に関する審査が多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的，専門技術的知見に基づいてなされる必要のあること及び科学技術が不断に進歩，発展していることを否定するものではなく，安全性判断の基準となる技術的基準のすべてについて法律で具体的かつ詳細に規定すべきであると主張するものではない。つまり，控訴人らが法律，法律によって授権された政令・省令をもって規定すべきであると主張する対象は，原子炉の安全審査について必要不可欠な事項（審査対象，審査項目等）と，それぞれの審査事項の審査や検討に用いる技術や資料等の範囲，及びそれらの水準ないし精度，専門家の見解や分析結果等が分かれているときの選択基準や取扱方法，基準を改定し，変更する場合の手続等であって，必要にして相当な範囲に限定している。しかし，現行法上においては，このような原子炉設置許可手続に関する手続規定は制定されていない。③したがって，規制法等の原子炉設置許可手続に関する手続規定は憲法３１条，４１条，７３条，８１条に違反する。
（被控訴人の主張）
控訴人らの主張は争う。
(ウ)本件安全審査手続に不公正，不適正があるか否か。
（控訴人らの主張）


①原子炉設置許可手続における安全審査手続は，他のいかなる行政手続にも増して，公正らしさと適正らしさが要求され，実際の安全審査においても厳格かつ公正な判断がなされるべきものであるところ，本件安全審査にあっては，他の先行炉の安全審査と同等若しくはそれ以下の杜撰な審査しか行われてきておらず，安全審査の名に値しない。②「民主「自主」及び「公開」のいわゆる原子力三原則で担保さ」，れているはずの関係資料の公開や提供がなされず，原子力委員会やその下部機関である安全審査会には，実質的な安全審査をやり遂げるだけの人材はなく，施設・設備，資料・データ及び予算もないのが実情で，具体的な審査のやり方は，本件原子炉の安全審査とは何の関係もない他の機関（原子力発電技術顧問会）が関与し，調査委員などと称する法的地位や資格の極めてあいまいな人が多数関与（それも中心的に関与している）し，また，専門技術的知見を有する各専門分野の学識経験者とは全く立場を異にする行政職員との代理者が数多く関与（それも中心的に関与している）し，しかも，法律上何らの根拠もないのにその審査対象を原子炉の基本設計ないし基本的設計方針である旨不当に限定した上で，原子炉設置許可の申請者側から提出された資料やデータをごく限られた部会員が短時間，形式的に審査するというものであって，こうした審査の実態をみる限り，到底実質的な安全審査がなされたとはいえない。
③したがって，安全審査は，憲法３１条に違反して，不公正，不適正に行われている。
（被控訴人の主張）
控訴人らの主張は争う。
(エ)立法の瑕疵があるか否か。
（控訴人らの主張）
①上記(ア)の控訴人らの主張のとおり，原子炉設置の安全審査に関する手続規定が整備されておらず，かつ，住民参加の手続が保障されていないなどの点で極めて不備であって，憲法３１条をはじめとする諸規定との関連で，憲法上極めて問題である。
②上記(イ)の控訴人らの主張のとおり，原子力発電所の安全審査に用いられている安全審査指針等の技術基準が，内容的にみて一義的に明確ではなく，かつ，国際基準から時代遅れであったり，そのときどきの情勢によって容易に変更されるなどの点で問題であるほか，法定化が可能であるにもかかわらず，法定化することが意識的に避けられてきているなどの点で憲法上重大な疑義がある。
③上記(ウ)の控訴人らの主張のとおり，現実の原子力委員会若しくは安全審査会の安全審査においては，原子力三原則を無視した手続がとられている。
④そこで，原子炉設置の安全審査は形式的・儀式的なものではあってはならず，そのためには，実質的な安全審査を確保するに足りる相当の予算と設備等が必要であり，実質審査が可能な審査体制の確立が要請される。したがって，原子炉設置許可手続における安全審査手続においては，憲法上要請されている手続規定が十分に整備されたり，立法化されたりしていないので，いずれも立法の瑕疵があり，憲法１３条，３１条，４１条，７３条，８１条に違反するのみならず，憲法の基本原則である国民主権主義，基本的人権尊重主義，民主主義の諸原則と，憲法が基本的な原理として採用している法治主義の原理，行政の司法的統制の原理，人権の裁判的保障の原理にも違反する。
（被控訴人の主張）
控訴人らの主張は争う。
イ本件安全審査手続における個別的瑕疵について
(ア)原子力委員会における審査手続に瑕疵があるか否か。
（控訴人らの主張）
①原子力委員会は，委員長及び３名以上の委員の出席がなければ，会議を開き，議決をすることができないところ（設置法１１条２号，）本件原子炉の安全審査に関連する合計１１回の原子力委員会のうち，昭和５０年の第１３回定例会議（同年４月１日）及び第１７回定例会議（同年５月２０日，昭和５１年の第４８回定例会議（同年１２月）１４日，昭和５２年の第３２回臨時会議（同年８月１２日，第３））３回定例会議（同年８月１６日）及び第３４回定例会議（同年８月２３日）の計６回の各委員会に委員長が出席しておらず，しかもその間委員長の職務代理者が選任されることはなかったから，本件安全審査は違法である。
すなわち，原子力委員会は，原子力の研究，開発，利用に関する行政事務を所掌する国の昀も中核的機関であり，原子炉施設の安全審査に関しては，他のいずれの国家機関（行政機関）よりも上位に位置する機関であって，その権限と責任はいずれの機関よりも強くかつ重大であるために，委員長は国民に対し責任ある立場にある国務大臣（科学技術庁長官）が充てられ，また，委員長は会務を総理し，委員会を代表し，会議を招集するなどの絶大な権限を有しているのであるから，委員長の出席しない原子力委員会は法の予定するところではないが，病気や事故により執務できない場合もないわけではないため，あらかじめ常勤の委員の中から委員長に万一故障がある場合には，委員長を代理する者を定めておくこととされているにとどまる。そうとすれば，本件安全審査の中で昀も重要な手続である上記第３２回，第３４回の各原子力委員会に委員長が出席していないことは，それ自体許されないことであり，基本的かつ重大な手続的瑕疵というべきである。②仮に，委員長に故障があり，あらかじめ選任されていた職務代理者がいたとすれば，当然その選任手続は辞令等の文書によって残されているはずであり，原子力委員会の議事録等にも誰が委員長の職務代理者であるか分かるように記録されているはずであるにもかかわらず，これを裏付ける資料はない。なお，委員長又はその職務代理者がいなければ，会議を開くことすら許されないから（設置法１１条２項，）委員長以外の委員全員が出席しているとしても会議を開くことさえも許されない。
（被控訴人の主張）
①原子力委員会においては委員長に故障がある場合に委員長を代理する者をあらかじめ常勤の委員のうちから定めておくことができるところ（設置法７条３項，委員長として，昭和４９年１２月９日にＰ８）委員長，昭和５１年９月１５日にＰ９委員長，及び同年１２月２４日にＰ１０委員長がそれぞれ任命されたが，昭和４９年１２月１０日にＰ８委員長の代理者として，昭和５１年９月２１日にＰ９委員長の代理者として，昭和５２年１月７日にＰ１０委員長の代理者としていずれもＰ１１委員が指名されている。そして，控訴人らが指摘する委員長の欠席した計６回の原子力委員会については，いずれも上記Ｐ１１委員長代理が出席し，委員長の職務を務めており，原子力委員会開催に必要な要件を満たしている。
②したがって，委員長不在の際にはいずれの場合も適法に選任されたＰ１１委員長代理によって原子力委員会が開かれ，本件安全審査に係る審議・議決が行われている。


(イ)安全審査会における審査手続に瑕疵があるか否か。
（控訴人らの主張）
①本件安全審査を行う安全審査会の会合には，毎回のように審査委員の代理人が出席し，定足数に満たなかったにもかかわらず，安全審査会が開催され，正規の専門委員でない調査委員が安全審査会に出席して審査に当たったのは，いずれも本件安全審査手続の瑕疵であって，そのような瑕疵ある手続によりなされた本件安全審査は違法である。なお，審査会運営規程には，審査委員の代理人について何ら規定されていないのであるから，代理人を認めるものとは考えられず，また，調査委員制度も法の許容する制度ではない。
②安全審査会は，昭和５２年４月１９日開催の第１５８回安全審査会において，定数３０名のところ３分の１の１０名しか出席していないから，安全審査会における本件安全審査手続は違法である。
（被控訴人の主張）
①昭和３６年９月２２日の安全審査会においては，設置法１６条，設置法施行令４条，安全審査会運営規程８条に基づき，関係行政機関の職員のうちから任命された審査委員については代理出席を認め，これらの代理人を定足数に加え，議決権を持つ旨決定している。これら委員については，その者の有する専門的学識・経験とともに，当該行政機関自体が有する高度の専門的知見を安全審査に役立てるため，その者を所属関係行政機関を代表する者として選任する趣旨であるから，学識経験ある者のうちから任命された審査委員の場合とは異なって，適切な代理人である限り，代理出席を認めても何ら設置法の趣旨に反するものではない。そして，安全審査会に代理者を出席させた審査委員は，いずれも関係行政機関の職員から任命されたものであるから違法ではない。
また，調査委員制度は，安全審査会が昭和４４年６月，設置法１６条，設置法施行令４条，安全審査会運営規程８条に基づき，審査委員を補助して原子炉に係る安全性に関する事項を調査することによって調査審議の能率の向上を図るために設けられたものであり，法令上の根拠を有するから，調査委員が安全審査会に出席したことは適法である。
②上記第１５８回の安全審査会では，当時の委員総数１９名に対して，出席者数が１０名であるから（甲８９の①，定足数を満たしている）ので適法である。
(3)規制法２４条１項１号所定の要件適合性は，司法審査の対象となるか否か。
（控訴人らの主張）
ア上記(1)アの控訴人らの主張のとおり，規制法２４条１項１号の要件に係る違法事由は，本件処分の取消訴訟の審理の対象となる。イ(ア)ウラン燃料は，ウラン鉱石を精錬，転換，濃縮，再転換，加工して原子力発電所で燃焼されることになる。そして，日本の原子力平和利用の結果として生まれた原子力発電所で燃焼した使用済みのウラン燃料は，一定期間原子炉施設内の使用済燃料プールで冷却した後，再処理工場に運ばれて再処理され，再処理で抽出したプルトニウムがイギリスやフランスの各再処理工場で原爆材料に転用され，原爆や水爆，中性子爆弾等の核爆弾が製造されている。なお，フランスから日本に対し，平成４年１１月から平成５年１月にかけて，軽水炉原子力発電所の使用済燃料をフランスで再処理して抽出したプルトニウム１．５ｔが輸送船で運ばれた際，日本政府は，当該返還プルトニウムは日本発の分がそのまま帰ってくるのではなく，等量で返還されるものであることを認めているから，日本発の使用済みのウラン燃料が核兵器に転用されていることになる。(イ)核燃料サイクルから生まれる濃縮ウランの残り滓である劣化ウランは，対戦車用等の弾薬に用いられたり，劣化ウラン弾に加工され，実際に戦争に使用されたりしている。劣化ウランの実戦使用は，平成３年の湾岸戦争，ユーゴスラビアの内戦のほか，平成７年のボスニア・ヘルツェゴミナ紛争，平成１１年のコソボ・セルビア紛争であり，また，沖縄の射爆場で演習にこれが使用されたことがある。
(ウ)原子力の歴史を振り返ると，軍事費だけで原子力技術を維持できなくなったため「平和利用」を口実にその技術維持の負担を民間に求め，てきたものであって，原子力利用は軍事と表裏一体で進められてきた。日本の原子力政策は，戦争技術としてスタートした原子力を，あたかも平和利用と装って進めてきた。
エしたがって，本件処分は，規制法２４条１項１号に違反する。
（被控訴人の主張）
ア上記(1)アの被控訴人の主張のとおり，規制法２４条１項１号の要件に係る違法事由は，本件処分の取消訴訟の審理の対象とはならないから，控訴人らの主張は失当である。
イ規制法２４条１項１号は，我が国における原子力の研究，開発及び利用を平和の目的に限って行うという我が国の原子力に関する基本政策に適合することの要件を定めるものである。そして，本件原子炉は，商業用発電炉であるから平和目的以外に利用されるおそれはない。また，核燃料物質は，低濃縮二酸化ウランであり，予定使用量は適正であり，更に使用済燃料の再処理によって取り出されるプルトニウムは規制法により厳しく規制されるので，平和目的以外に利用されるおそれはない。(4)規制法２４条１項２号所定の要件適合性は，司法審査の対象となるか否か。
（控訴人らの主張）
ア上記(1)アの控訴人らの主張のとおり，規制法２４条１項２号の要件に係る違法事由は，本件処分の取消訴訟の審理の対象となる。イ(ア)日本の電力会社は，地域を電力会社毎に分割した地域独占体制と総括原価で決められる価格システムを採用しているので，その電気料金は世界で昀も高く，米国の２倍，ヨーロッパの１．５倍であり，その是正のために電力事業の規制緩和と自由化政策が展開されている。そして，日本の電力会社は，１０社合計の平成１２年３月決算で売上１５兆３０００億円に対し負債２９兆５０００億円であって，膨大な負債を抱えている。
(イ)本件原子力発電所は，現在合計出力８２１．２万ｋＷの世界昀大の原子力発電所であるが，消費地東京から約２５０㎞離れて建設されており，送電ロスが大きい。そこで，現在注目されているのが小型分散電源であるマイクロガスタービンや燃料電池である。
マイクロガスタービンは，自動車用ターボチャージャーの技術を応用した数百ｋＷ以下の小容量ガスタービンで，小型ガスタービン，高速発電機，周波数変換器（インバータ）を組み合わせた，都市ガスやＬＰＧ，灯油などを燃料とするシンプルで低コストの発電機である。また，燃料電池は，水素と酸素から電気を取り出すクリーンな発電装置である。今では電力会社も新エネルギーとして研究開発を行っているものの，現在の大規模集中発電，長距離送電を前提にした電力会社が独占的に小型分散電源方式に対応できるとは考えられず，ガス会社やその他の新会社で対応することにならざるを得ない。


(ウ)こうした発電システムの革命的大変化が目前に迫っている段階においては，膨大な負債を抱える電力会社が将来とも計画的に原子力発電を遂行する義務を果たすことはできない。
ウ(ア)２０世紀は，社会制度も技術も効率を求めて大規模集中化し，一方で，エネルギーの大量消費が地球温暖化をもたらし，便利さや効果を目的に使用した放射性物質や化学物質が放射能汚染や化学物質汚染をもたらしているから，２１世紀はこうした問題を解決しなければ人類はおろか地球の存在すら危ぶまれる事態になっている。
原子力利用で生み出された核のゴミは永久に管理しなければならず，将来世代に負の遺産として残される，高レベル放射性廃棄物のガラス固体は，４０ないし５０年間青森県ω１０で冷却管理し，その後高レベル処分地に地下深く埋設され４００年間管理しなければならない計画となっているが，その埋設処分は決まっておらず，試験地さえ未定である。また，電力会社が将来数百年も存在すること自体が予想し難いことである。
(イ)今後の発電システムが急激に変化することが予想される中で，民間の電力会社が原子力発電所を維持管理することや，原子力発電所を運転していくことに伴い必然的に生み出される核のゴミを，想像を超える長期間安全に管理することは不可能である。そして，放射性廃棄物の昀終処分の方法及び廃炉の処理方法とその安全性が確立しない限り「原子，力の利用及び開発の計画的遂行」は不可能である。
エしたがって，本件処分は，規制法２４条１項２号に違反する。
（被控訴人の主張）
ア上記(1)アの被控訴人の主張のとおり，規制法２４条１項２号の要件に係る違法事由は，本件処分の取消訴訟の審理の対象とはならないから，控訴人らの主張は失当である。
イ規制法２４条１項２号は，我が国における原子力の開発及び利用を長期的視野に立って計画的に遂行するとの我が国の原子力に関する基本政策に適合することの要件を定めるものである。そして，本件原子炉の設置は，原子力開発利用長期計画に定められた我が国における原子力開発・利用の方向に沿っており，原子力の開発及び利用の計画的遂行に支障を及ぼすおそれはない。
(5)規制法２４条１項３号のうち経理的基礎に係る部分の要件適合性は，司法審査の対象となるか否か。また，同条１項３号のうち技術的能力に係る部分の要件適合性の判断に不合理な点はあるか否か。
ア規制法２４条１項３号のうち経理的基礎に係る部分について
（控訴人らの主張）
(ア)上記(1)アの控訴人らの主張のとおり，規制法２４条１項３号のうち経理的基礎に係る部分に係る違法事由についても，本件処分の取消訴訟の審理の対象となる。
(イ)東京電力は，上記(4)の控訴人らの主張のとおり膨大な負債を抱えており，原子力発電所の事故によって生じる損失を補償し得る経理的基礎を有していない。
(ウ)したがって，本件処分は，規制法２４条１項３号のうち経理的基礎に係る部分に違反する。
（被控訴人の主張）
(ア)上記(1)アの被控訴人の主張のとおり，規制法２４条１項３号のうち経理的基礎に係る部分に係る違法事由は，本件処分の取消訴訟の審理の対象とはならないから，控訴人らの主張は失当である。(イ)規制法２４条１項３号のうち経理的基礎に係る部分は，原子炉の設置，運転等をするに足りる十分な資金的裏付けがあることの要件を定めるものである。そして，東京電力の資金調達能力及び原子炉設置のための資金計画に照らし，東京電力には原子炉を設置するために必要な経理的基礎がある。
イ規制法２４条１項３号のうち技術的能力に係る部分について
（控訴人らの主張）
(ア)①規制法２４条１項３号のうち技術的能力に係る部分の要件は，原子炉を設置しようとする者が原子炉の設置，運転につき所定の技術的能力を欠くときは，当該原子炉施設の従業員やその周辺住民等の生命，身体に重大な危害を及ぼし，周辺の環境を放射能によって汚染するなど，深刻な災害を引き起こすおそれがあることにかんがみ，上記災害が万が一にも起こらないようにするため，原子炉設置許可の段階で，原子炉を設置しようとする者の技術的能力について，科学的，専門技術的見地から十分な審査を行わせるものである。
②しかし，原子力委員会若しくは安全審査会の本件安全審査で用いられ，また，他の原子力発電所を含めて現在行われている技術的能力に関する安全審査の方法は破綻しており，実際の技術的能力を審査できていない。
すなわち，電気事業者の原子炉設置許可申請書に記載される技術者の経験年数が実態と異なることに加えて，国家資格である核燃料取扱主任者資格の取得者の存在・数が実際の安全性を確保するものではなく，とりわけ上記(1)イの控訴人らの主張に係るＪＣＯ事故では，事故の原因となった沈殿槽へのウラン溶液の複数バッチ投入につき核燃料取扱主任者資格取得者が深く関与し，素人でもわかるような危険を看過して違法作業に積極的な承認を与えていたことから，国家資格取得者がいることは安全上プラスになっていない。むしろ，ＪＣＯ事故からは，核燃料取扱主任者資格取得者が多数いても，それらの者は臨界規制を順守させることについて全く役に立たず，違法作業をしても大丈夫であるという形でその知識を悪用して違法作業を支援する危険性があると判断せざるを得ず，また，核燃料取扱主任者資格を取得していても，臨界管理の初歩的な知識に欠ける，臨界管理能力の全くない者が存在すると判断せざるを得ないから，現状からは，核燃料取扱主任者資格を持つ者がいるということは臨界安全性を保証するものではなく，その存在がプラスになるのかどうかさえ怪しいというべきである。そして，原子力委員会若しくは安全審査会による安全審査に当たり，原子炉設置許可申請をした電気事業者からその技術者の経歴や経験年数，国家資格者の数を提出させるだけでは電気事業者の技術的能力を評価することはできないので，現在の技術的能力に関する安全審査の方法には欠陥がある。
③このため，本件原子炉施設に対する科学的，専門技術的な本件安全審査においては，東京電力の技術能力に照らして「原子炉等による災害が万が一にも起こらないこと」が調査審議の過程において十分に確認されていない。