②　室内の初期酸素濃度は２１ｖ／ｏ（空気雰囲気）とする。③　室内は内外圧差１００ｍｍａｑに対して１００％／ｄの通気率があるものとする。また、外部は空気雰囲気とする。
（ろ）　解析結果
ナトリウムを貯留する一次主冷却系室床ライナの昀高温度は約二九〇℃であり、設計温度五三〇℃を十分に下回っている。原子炉格納容器の内圧上昇は約〇・〇〇三キログラム毎平方センチメートルであり、昀高使用圧力〇・五キログラム毎平方センチメートルＧを十分に下回っている。また、温度の上昇もわずかである。なお、この場合のナトリウム燃焼量は約五・二トンである。したがって、原子炉格納容器の健全性が問題になることはない。（ｂ）　核分裂
生成物の放出量及び被曝線量の評価
（い）　解析条件
①　原子炉停止直前まで、原子炉は定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　通常運転時に一パーセントの燃料欠陥率を想定する。③　外部電源は使用できないものとする。
④　原子炉停止後一〇日の時点でナトリウム漏えいを想定する。⑤　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出される核分裂生成物の量は、希ガスが漏えいナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量、よう素が燃焼ナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量とする。漏えいナトリウム量は二〇〇立方メートル、燃焼ナトリウム量は五・二トンとする。⑥　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたよう素のうち、九五パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り五パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。
⑦　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。
⑧　漏えいナトリウムを貯留する部屋から原子炉格納容器床上への漏えい率は１００％／ｄ（１００ｍｍａｑ時）として事故時圧力により換算するが、昀低漏えい率は１００％／ｄとする。
⑨　原子炉格納容器床上へ漏えいしたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。
⑩　原子炉格納容器からの漏えい率は、この事故時の原子炉格納容器圧力に対応する漏えい率を下回らない値とする。
⑪　原子炉格納容器からの漏えいは九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。⑫　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセントとする。⑬　よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果は考慮しないものとする。
⑭　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑮　事故の評価期間は原子炉格納容器内圧が原子炉格納容器からの漏えいが無視できる程度に低下するまでの期間として、三〇日間とする。⑯　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑰　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ろ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約尾〇・〇一一キュリー、希ガス約二・〇キュリーである。この大気中に放出された核分裂生成物の放射性雲による被曝線量及び原子炉格納容器内に浮遊する放射能による直接線量及びスカイシャイン線量を計算した結果、本件敷地境界外で昀大となる場所において、小児甲状腺約〇・〇〇〇〇八四レム、全身約〇・〇〇〇〇四四レムである。（２）　オーバーフロー系からのナトリウム漏えい事故
（イ）　事故の内容
原子炉の出力運転中に何らかの原因により一次ナトリウムオーバフロー系から放射性物質を含んだナトリウムが漏えいする事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するため、一次ナトリウムオーバフロー系の配管及び機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行い、破損や漏えいの起こる可能性を少なくする対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　ナトリウム漏えい検出器でナトリウムの漏えいを早期に検出して中央制御室に警報を発するようにする。更に、オーバフロータンクの液位が異常に低下した
場合には、オーバフロータンク内の液面計
でナトリウムの漏えいを検出し、警報を発して運転員に注意を喚起し、運転員は、これらの警報に基づき、一次ナトリウムオーバフロー系の電磁ポンプを停止させる等の漏えい抑制措置をとるようにする。
（ろ）　ナトリウム漏えい量が増加した場合、「原子炉格納容器床下雰囲気温度高」信号等により、一次ナトリウムオーバフロー系の電磁ポンプによる汲み上げを自動的に停止する。
（は）　原子炉格納容器雰囲気中に放射性物質が漏えいした場合においても、原子炉格納容器を隔離し、大気中に放出される放射性物質の量を抑制する。（に）　一次ナトリウムオーバフロー系の配管、機器を設置する部屋は、低酸素濃度の窒素雰囲気に保つことにより、ナトリウムが漏えいした場合の燃焼反応を抑制する。
（ほ）　漏えいしたナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するために、床面等に鋼製のライナを設置する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析条件
①　事故発生直前まで、原子炉は定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　通常運転時に一パーセントの燃料欠陥率を想定する。③　外部電源は使用できないものとする。
④　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出される核分裂生成物の量は、希ガスが漏えいナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量、よう素が燃焼ナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量とする。漏えいナトリウム量は一九〇立方メートル、燃焼ナトリウム量は二・七トンとする。
⑤　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたよう素のうち、九五パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り五パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。


⑥　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。
⑦　漏えいナトリウムを貯留する部屋から原子炉格納容器床上への漏えい率は１００％／ｄ（１００ｍｍａｑ時）として事故時圧力により換算するが、昀低漏えい率は１００％／ｄとする。
⑧　原子炉格納容器床上へ漏えいしたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑨　原子炉格納容器からの漏えい率は、この事故時の原子炉格納容器圧力に対応す
る漏えい率を下回ら
ない値とする。
⑩　原子炉格納容器からの漏えいは九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑪アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセントとする。
⑫　よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果は考慮しないものとする。
⑬　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑭　事故の評価期間は原子炉格納容器内圧が原子炉格納容器からの漏えいが無視できる程度に低下するまでの期間として、三〇日間とする。⑮　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑯　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ｂ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約〇・〇三一キュリー、希ガス約六八キュリーである。この大気中に放出された核分裂生成物の放射性雲による被曝線量及び原子炉格納容器内に浮遊する放射能による直接線量及びスカイシャイン線量を計算した結果、本件敷地境界外で昀大となる場所において、小児甲状腺約〇・〇〇〇二四レム、全身約〇・〇〇四一レムである。（ろ）　コールドトラップからのナトリウム漏えい事故
（イ）　事故内容
原子炉の出力運転中に何らかの原因により一次ナトリウム純化系のコールドトラップから放射性物質を含んだナトリウムが漏えいする事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために、一次ナトリウム純化系の配管及び機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行い、破損や漏えいの可能性を少なくする対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　ナトリウム漏えい検出器でナトリウムの漏えいを早期に検出して中央制御室に警報を発するようにする。更に、一次ナトリウムオーバフロータンクの液位が異常に低下した場合には、オーバフロータンク内の液面計でナトリウムの漏えいを検出し、警報を発して運転員に注意を喚起し、運転員は、これらの警報に基づき、
オーバフロー
系の電磁ポンプを停止させる等の漏えい抑制措置をとるようにする。（ろ）　ナトリウム漏えい量が増加した場合、「原子炉格納容器床下雰囲気温度高」信号等により、一次ナトリウムオーバフロー系の電磁ポンプによる汲み上げを自動的に停止する。
（は）　原子炉格納容器雰囲気中に放射性物質が漏えいした場合においても、原子炉格納容器を隔離し、大気中に放出される放射性物質の量を抑制する。（に）　一次ナトリウム純化系の配管、機器を設置する部屋は、低酸素濃度の窒素雰囲気に保つことにより、ナトリウムが漏えいした場合の燃焼反応を抑制する。（ほ）　漏えいしたナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するために、床面等に鋼製のライナを設置する。
（ハ）　事故解析
（ａ）　漏えいナトリウムによる熱的影響の解析
（い）　解析条件
①　原子炉出力運転中に、ナトリウムが七〇立方メートル漏えいするとし、漏えいナトリウムの温度は五三一℃とする。
②　ナトリウムの流出過程を考慮して解析する。
③　室内の初期酸素濃度は３ｖ／ｏとする。
④　室内は内外圧差１００ｍｍａｑに対して１００％／ｄの通気率があるものとする。また、外部は空気雰囲気とする。
（ろ）　解析結果
ナトリウムを貯留する一次ナトリウム純化系室床ライナの昀高温度は約四八〇℃であり、設計温度五三〇℃を下回っている。原子炉格納容器の内圧上昇は約〇・〇二一キログラム毎平方センチメートルであり、昀高使用圧力〇・五キログラム毎平方センチメートルＧを十分に下回っている。また、温度の上昇もわずかである。なお、この場合のナトリウム燃焼量は約二・〇トンである。したがって、原子炉格納容器の健全性が問題になることはない。（ｂ）　核分裂
生成物の放出量及び被曝線量の評価
（イ）　解析条件
①　事故発生直前まで、原子炉は定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　通常運転時に一パーセントの燃料欠陥率を想定する。③　外部電源は使用できないものとする。
④　ナトリウム漏えいに伴い、コールドトラップに蓄積されている全てのよう素が流出するものとする。
⑤　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出される核分裂生成物の量は、希ガスが漏えいナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量、よう素が燃焼ナトリウム中の全量及び原子炉格納容器内一次アルゴンガス中の全量とする。漏えいナ
トリウム量は七〇立方メートル、燃焼ナトリウム量は二・〇トンとする。⑥　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたよう素のうち、九五パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り五パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。⑦　漏えいナトリウムを貯留する部屋に放出されたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。
⑧　漏えいナトリウムを貯留する部屋から原子炉格納容器床上への漏えい率は１００％／ｄ（１００ｍｍａｑ時）として事故時圧力により換算するが、昀低漏えい率は１００％／ｄとする。


⑨　原子炉格納容器床上へ漏えいしたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑩　原子炉格納容器からの漏えい率は、この事故時の原子炉格納容器圧力に対応する漏えい率を下回らない値とする。
⑪　原子炉格納容器からの漏えいは、九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑫　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセントとする。
⑬　よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果は考慮しないものとする。
⑭　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑮　事故の評価期間は原子炉格納容器内圧が原子炉格納容器からの漏えいが無視できる程度に低下するまでの期間として、三〇日間とする。⑯　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑰　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ろ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約〇・〇八九キュリー、希ガス約六二キュリーである。この大気中に放出された核分裂生成物の放射性雲による被曝線量及び原子炉格納容器内に浮遊する放射能による直接線量及びスカイシャイン線量を計算した結果、本件敷地境界外で昀大となる場所において、小児甲状腺約〇・〇〇〇六ハレム、全身約〇・〇〇三二レムである。
（４）　蒸気発生器伝熱管破損事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転中に、何らかの原因で蒸気発生器の伝熱管が破損し、ナトリウム・水反応による顕著な圧力上昇が生じるような大規模な水漏えい事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために次の対策が講じられるので、事故発生の可能性は極めて低い。
（い）　蒸気発生器の伝熱管の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるようにし、また、品質管理や工程管理を十分に行う。（ろ）　蒸気発生器は、水側、ナトリウム側とも高い純度管理のもとで運転され、水側及びナトリウム側からの伝熱管の材料腐食を抑制する。（は）　水漏えい検出設備を設置することにより、万一、伝熱管小破損が生じた剛場合には、早期に水漏えいを検出し、運転員により発せられる水漏えい信号に基づくプラント運転自動停止操作により、ナトリウム・水反応を終息させる。（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　蒸発器と過熱器は、いずれも圧力開放板を介してナトリウム・水反応生成物収納設備に接続され、事故が生じた蒸気発生器内のナトリウム側圧力が圧力開放板の設定圧力まで上昇すると、圧力開放板は自動的に破れてナトリウム・水反応生成物収納設備に開放され、圧力の顕著な上昇が抑制されるようにする。（ろ）　ナトリウム・水反応により発生する水素ガスは収納設備に放出され、これに付随するナトリウム及び反応生成物のうち液体、固体は、収納容器で分離回収されることとし、水素ガスは収納容器用圧力開放板を介して大気へ放出、燃焼処理される。
（は）　蒸発器に設けたカバーガス圧力計及び蒸発器又は過熱器の圧力開放板の開放検出信号によって、蒸気発生器の水、蒸気側の遮断、内部保有の水及び蒸気の急速ブロー、二次主冷却系循環ポンプ主モータトリップ等の一連のプラント自動停止操作が行われ、ナトリウム・水反応現象が停止されるようにする。（に）　蒸気発生器、二次主冷却系配管、中間熱交換器、二次主冷却系循環ポンプ等の機器、配管は、ナトリウム・水反応による圧力上昇に対して構造強度上十分な余裕を持つ設計とする。
（ほ）　一次、二次主冷却系循環ポンプにポニーモータを設置し、ポンプトリップ時にポニーモータによる低速運転を行い、一ループのみにても定格出力時炉心流量の約四パーセントを確保し、原子炉停止後の崩壊熱除去が行える設計とする。
（ハ）　事故解析
（ａ）　解析
条件
①　原子炉出力は、定格出力の一〇二パーセントとする。②　解析対象ループは、二次主冷却系配管長が昀短のループとする。③　初期スパイク圧評価としては、蒸発器の管束部下部において伝熱管一本が瞬時に完全破断を起こすものとする。準定常圧評価としては、伝熱管破損伝播の影響を考慮し、伝熱管四本が同時に完全破断するものとする。④　蒸気発生器及びナトリウム・水反応生成物収納容器の圧力開放板は、設定圧力に誤差を考慮した昀大圧力で開放するものとする。
（ｂ）　解析結果
破断初期において蒸発器胴部に作用するいわゆる初期スパイク圧力のピーク値は約二三キログラム毎平方センチメートルであり、蒸発器の胴の歪みは少さく、塑性歪みには至らない。この初期スパイク圧の伝播に対して、中間熱交換器及び二次主冷却系の機器、配管は塑性歪みを生じるには至らず、各設備の健全性は保たれる。また、初期スパイク圧減衰後から事故終止まで持続している準定常圧は、伝熱管破損伝播による影響も含め、蒸気発生器において約九キログラム毎平方センチメートル以下及び中間熱交換器二次側において約一三キログラム毎平方センチメートル以下であり、準定常圧に対しても蒸気発生器、二次主冷却系機器、配管及び中間熱交換器の歪みは塑性歪みには至らず、各設備の健全性が損なわれることはない。したがって、この事故が生じると、ナトリウム・水反応生成物収納設備の作動により、プラント自動停止操作が行われ、「二次主冷却系循環ポンプ回転数低」信号により原子炉は自動停止する。これに伴い、健全ループの各循環ポンプはポニーモータにより低速運転され、炉心の冷却能力が失われることはなく、また、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（六）　原子炉カバーガス系に関する事故
（１）　一次アルゴンガス漏えい事故
（イ）　事故の内容
原子炉出力運転時に、何らかの原因により原子炉補助建物内の常温活性炭吸着塔付近の一次アルゴンガス系の配管が破損し、核分裂生成物を含んだ一次アルゴンガスが原子炉補助建物内の常温活性炭吸着塔収納設備内に放出される事故を想定する。
（ロ）　事故発生及び拡大の防止のための対策
（ａ）　この事故の発生を防止するために、一次アルゴンガス系の配管及び機器の材料選定、設計、製作、据付、試験、検査等は、諸規格、基準に適合させるように
し、また、品質管理や工程管理を十分に行


い、破損や漏えいの可能性を少なくする対策が講じられるので、事故発生の可能性
は極めて低い
（ｂ）　万一事故が発生した場合にも、事故拡大の防止を図るため、次の対策が講じられる。
（い）　一次アルゴンガス系の常温活性炭吸着塔は、気密性の高い常温活性炭吸着塔収納設備内に収容される。
（ろ）　一次アルゴンガスが漏えいした場合、小規模の漏えいに対しては、一次アルゴンガス系設備室の放射線監視装置で検知できるようにし、運転員の手動操作によって一次アルゴンガス系設備排気側の原子炉格納容器隔離弁、一次アルゴンガス系収納施設隔離弁を閉鎖する等の漏えいの抑制措置をとることができる設計とする。また、大規模な漏えいが生じた場合には、「一次アルゴンガス系流量高」の異常信号により検知し、自動的に一次アルゴンガス系設備排気側の原子炉格納容器隔離弁、一次アルゴンガス系収納施設隔離弁を閉鎖する等の漏えいの抑制措置を取ることのできる設計とする。
（は）　一次アルゴンガス系から、原子炉補助建物内に放射性ガスが放出されたとしても、換気設備によって常時排気筒に導く。
（に）　排気筒には放射性ガスの監視装置を設け、周辺環境に対する昀終の監視を行う。
（ハ）事故解析
（ａ）　解析条件
①　事故発生直前まで、原子炉は定格出力の一〇二パーセントで長時間運転されていたものとする。
②　通常運転時に一パーセントの燃料欠陥率を想定する。③　外部電源は使用できないものとする。
④　常温活性炭吸着塔内に貯留されている核分裂生成物は、圧力が大気圧になるまで放出されるとする。更に、その後も残存量の一〇パーセントが拡散により漏えいするものとする。
⑤　一次アルゴンガス系収納施設の漏えい率は事故後初期は１００％／ｄとし、その後は一次アルゴンガス系収納施設の内圧の低下に応じた漏えい率とする。⑥　常温活性炭吸着塔収納設備より原子炉補助建物内へ漏えいした核分裂生成物は全て大気に放出されるとする。
⑦　事故の評価期間は、一次アルゴンガス系収納施設の内圧が一次アルゴンガス系収納施設からの漏えいが無視できる程度に低下するまでの期間として、三〇日間とする。
⑧　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ｂ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約一・一キュリー、希ガス約二
万四〇〇〇キュリーであり、この大気
放出に伴う被曝線量は、本件敷地境界外で昀大となる場所において小児甲状腺約〇・二二レム、全身約〇・〇七七レムである。
５　本件安全審査における評価
（一）　事象選定の妥当性事故として取り上げられている事象については、「評価の考え方」に基づき、「安全評価審査指針」等を参考とし、事象選定解析の結果をも考慮して炉心内の反応度の増大、炉心冷却能力の低下、燃料取扱いに伴う事故、ナトリウムの化学反応、原子炉カバーガス系に関する事故のそれぞれに対して事故の結果が厳しくなる事象が選定されており、妥当であると判断した。
（二）　解析方法の妥当性
（１）　事象の解析に当たって考慮する範囲については、サイクル期間中の炉心燃焼度変化や燃料交換等による長期的な変動及び運転中予想される異なった運転モードが考慮されているほか、工学的安全施設等の動作状況及び運転員の一操作の態様も考慮されている。解析に使用されているモデル及びパラメータについてはへそれぞれの事象に応じて評価の結果が厳しくなるように選定されており、また、パラメータに不確定因子が考えられる場合には、十分な安全余裕が見込まれている。（２）　解析に当たっては、作動を要求される安全系の機能別に、結果を昀も厳しくする単一故障が仮定されており、事象の影響を緩和するのに必要な運転員の手動操作のための時間的余裕は適切に見込まれ、工学的安全施設の動作が要求される場合には、外部電源の喪失が考慮されている。また、各事象の解析に使用されている計算コードは、実験結果等との比較によりその使用の妥当性が確認されている。これらのことから、右解析の方法は妥当であると判断した。
（三）　解析結果の妥当性
いずれの事故の解析結果においても、炉心は大きな損傷に至ることなく、かつ、十分な冷却が可能であり、冷却材バウンダリの温度、格納容器バウンダリの温度及び圧力は制限値を下回り、周辺の公衆に対し著しい放射線被曝のリスクを与えることもないと判断した。
（四）　結論
以上から、本件安全審査においては、事故事象によっても、炉心の冷却能力が長期間にわたり十分確保され、核分裂生成物の放出に対しても敷地周辺への影響は大きくならないよう十分抑止されているとして、本件原子炉施設の安全防護機能の設計は妥当であると判断した。
三　技術的には起こるとは考えられない事象の解析評価に関する本件安全審査乙七
ないし一〇、乙
一四の一ないし三、乙一六、乙二二、乙二三及び乙イ六並びに弁論の全趣旨によれば、技術的には起こるとは考えられない事象の解析についての本件安全審査の内容につき、次のとおりと認められる。
１　意義
技術的には起こるとは考えられない事象の解析評価は、事故防止対策としての安全設計がされていることを前提として、発生頻度は無視し得るほど極めて低いが、炉心が大きな損傷に至るおそれがある事象を選定し、この事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質放散に対する障壁の抑制機能を評価するため、原子炉施設の深層防御の観点から行うものである。
２　本件安全審査の審査方針
本件安全審査においては、「評価の考え方」に基づき、起因となる事象の発生を仮定して、事象経過に対する防止対策との関連において炉心損傷の程度を評価し、一部の機器等に設計条件を超える結果が生じても、放射性物質放散に対する障壁としての原子炉冷却材バウンダリのナトリウム保持機能等又は格納容器バウンダリによる昀終的な放射性物質の放散に対する抑制機能が適切に保たれ、事象に応じて放射性物質の放散が適切に抑制されるか否かを審査、評価した。そして、右審査においては、放射性物質の放散が適切に抑制されることの判断基準について、「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」に示されているめやす線量を参考とした。
３　本件許可申請における解析対象
（一）　局所的燃料破損事象
（１）　燃料要素の局所的過熱事象
（２）　集合体内流路閉塞事象
（二）　一次主冷却系配管大口径破損事象
（三）　反応度抑制機能喪失事象


（１）　一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象
（２）　制御棒異常引抜時反応度抑制機能喪失事象
４　本件許可申請における技術的には起こるとは考えられない事象の解析内容
（一）　局所的燃料破損事象
（イ）　事象の内容
原子炉出力運転中に何らかの原因によって燃料が局所的に溶融し、溶融部分が周辺の炉心燃料に伝播する事象であり、この場合、炉心の大規模な損傷が生じるおそれがある。
起因事象としては、燃料要素に局所的過熱が生じ燃料が溶融する事象（燃料要素の局所的過熱事象）と集合体内の冷却材流路の閉塞が生じ燃料が損傷する事象（集合体内流路閉塞事象）を想定する。
（２）　事故経過に対する防止対策
（イ）　燃料の製造工程は自動化されており、燃料の富化度を変えるたびに全工程をクリーンアップするという工程管理上の配慮と十分な品質管理により、富化度の異なる燃料が誤装荷されることのないようにする。（ロ）　万一この事象が発生し、燃料被覆管が破損した場合には、燃料要素より放出される核分裂生成物をカバーガス法破損燃料検出装置あるいは遅発中品性子法破損燃料検出装置で検出し、中央制御室に警報を発して運転員の注意を喚起する。更に、事象が進展し放出される核分裂生成物が増加すれば、遅発中性子法破損燃料検出装置からの原子炉トリップ信号により、原子炉を自動停止する。
（３）　燃料要素の局所的過熱事象の解析
（イ）　解析条件
①　炉心中央部で燃料の相対線出力が二〇〇パーセントとなると仮定する。②　溶融燃料と冷却材の相互作用に寄与する溶融燃料の初期放出量は一〇グラムとする。
③　溶融燃料と冷却材の相互作用による燃料微粒子化時定数は一〇ミリ秒とし、粒子化後の燃料の半径は一七七マイクロメートルとする。④　燃料放出による冷却材流路の閉塞率は九〇パーセントとし、閉鎖軸方向長さは一センチメートルと三センチメートルの両者を仮定する。⑤　溶融燃料初期放出に伴い、遅発中性子法破損燃料検出装置及びカバーガース法破損燃料検出装置により発せられる燃料破損警報による手動での原子炉停止は無視する。
（ロ）　解析結果
放出された溶融燃料と冷却材の相互作用により圧力が発生すると共に、ガスブランカッティング作用により被覆管の温度が上昇する。発生圧力によるラッパ管の変形は弾性範囲内であって、隣接ラッパ管の健全性が損なわれることはなく、また、被覆管の温度は七〇〇℃未満であって、周囲の燃料被覆管が破損することはない。燃料粒子による冷却材流路閉塞が軸方向長さ一センチメートルの場合は、溶融燃料放出による破損伝播は生じない。軸方向長さ三センチメートルの場合には、緩慢な破損伝播が生じるが、隣接燃料集合体のラッパ管の健全性は確保され、原子炉は燃料破損に伴う遅発中性子法破損燃料検出装置からの原子炉トリップ信号により自動停止される。なお、原子炉停止後のポニーモータ運転時においても、炉心のナトリウム昀高温度は約六八〇℃にとどまり、沸点に達しない。
（４）　集合体内流路閉塞事象の解析
（イ）　解析条件
①　燃料集合体中央部で流路面積の三分の二が閉塞するものとする。
②　集合体内流路閉塞率に対応する流量は、模擬燃料
集合体の流動試験で得られた閉塞率と流量低下率との関係を適用する。③　燃料集合体の出口温度計による異常の検出、破損燃料発生に伴う遅発中性子法破損燃料検出装置及びカバーガス法破損燃料検出装置により発せられる燃料破損警報による手動での原子炉停止は無視する。
（ロ）　解析結果
冷却材流路閉塞に伴い、閉塞部下流域の冷却材流量は低下し、冷却材温度及び燃料被覆管温度が上昇するが、閉塞した燃料集合体のナトリウム昀高温度は炉心部での沸点未満であって、ナトリウムの沸騰は生ぜず、また、被覆管肉厚中心昀高温度は九八〇℃未満であって、燃料被覆管は溶融することはない。燃料被覆管からの核分裂生成ガスの放出を仮定した場合、核分裂生成ガスにより隣接被覆管温度が上昇し、局所的破損が拡大することがあるが、その場合にも遅発中性子法破損燃料検出装置からの原子炉トリップ信号により原子炉は自動停止される。なお、原子炉停止後のポニーモータ運転時においても、炉心のナトリウム昀高温度は約七三〇℃にとどまり、沸点に達しない。
（二）　一次主冷却系配管大口径破損事象
（１）　事象の内容
原子炉出力運転中に何らかの原因によって炉心の冷却が損なわれる事象であって、この場合、燃料が溶融し炉心の大規模な損傷を生じるおそれがある。起因事象としては、一次主冷却系配管の大規模な破断が生じ、冷却材が流出する事象を想定する。
（２）　事故経過に対する防止対策
（イ）　原子炉容器入口配管のガードベッセル付け根部において、ガードベッセル本体と入口配管部ガードベッセル内空間を仕切る構造を設けることにより、配管破損時に入口配管部ガードベッセル内の漏えいナトリウムの液位を上昇させ、破損口からのナトリウムの流出を早期に低減する。
（ロ）　入口配管部ガードベッセル上端からガードベッセル本体上端に通じるナトリウムの溢流回収路を設け、入口配管部ガードベッセルから外部に溢れ出るナトリウム量を抑え、ガードベッセル内液位を確保する。
（ハ）　「原子炉容器ナトリウム液位低」信号により原子炉が自動停止する際に、一次主冷却系循環ポンプに可変速流体継手付ＭーＧセットの回転慣性を付加することにより、炉心への冷却材流入量の低下を抑制する。原子炉の自動停止に際しては、補助冷却設備起動信号が発せられ、その後は補助冷却設備空気冷却器及びポニーモータによる一次、二次主冷却系循環ポンプの低速運転により炉心の冷却を行うと共に、ディーゼル発電機を起動し、電源喪失に備える。
（ニ）　「原子炉容器ナトリウム液位低低」信号により原子炉容器とオーバフロータンクを連絡しているカバーガス連通管止め弁を全開し、原子炉容器液位低下によるカバーガス圧力の降下を促進することにより、破損口からのナトリウムの流出を抑制する。
（３）　炉心冷却能力の解析
（イ）　解析条件
①　一次主冷却系配管の破損位置は原子炉容器入口ノズル部とし、破損口の大きさは両端完全破断とする。
②　原子炉は「原子炉容器ナトリウム液位低」信号により自動停止されるものとする。


③　「原子炉容器ナトリウム液位低」信号により、一次主冷却系循環ポンプの可変速流体ＭーＧセットの切離しが阻止され、その回転慣性を考慮するものとする。
（ロ）　解析結果
原子炉自動停止による補助冷却設備作動信号によって、補助冷却設備による崩壊熱除去が開始され、ポニーモータによる一次、二次主冷却系循環ポンプの低速運転に移行する。
炉心において昀も厳しい結果を示す中心部の燃料昀高温度、燃料被覆管因厚中心昀高温度及びナトリウム昀高温度は、それぞれ約二三九〇℃、約九九〇℃及び約九九〇℃となり、燃料及び被覆管の溶融は生じず、燃料の破損割合は約三パーセントと小さく、炉心は大きな損傷に至ることはない。
（４）　流出ナトリウムの熱的影響の解析
（イ）　解析条件
①　流出したナトリウムの燃焼形態としては、流出過程におけるスプレー化、中間床上及び昀終貯留部でのプール形成を考慮するものとする。②　室内の初期酸素濃度は３ｖ／ｏとする。
③　流出ナトリウム量は一八〇立方メートルとし、流出ナトリウム温度は五二九℃とする。
④　一次主冷却系室から原子炉格納容器床上への漏えい量は圧力差１００ｍｍａｑに対して１００％／ｄの割合とする。
（ロ）　解析結果
流出したナトリウムの燃焼量は約二・二トンで、これによる一次主冷却系室床ライナ温度の昀高値は約四八〇℃で設計温度の五三〇℃を下回っている。原子炉格納容器の内圧上昇は、約〇・〇二二キログラム毎平方センチメートルにとどまり、昀高使用圧力の〇・五キログラム毎平方センチメートルＧを超えることはない。また、温度上昇もわずかであり、したがって、原子炉格納容器の健全性が損なわれることはない。
（５）　被曝評価
（イ）　解析条件
①　一次主冷却系室内に放出される核分裂生成物の
量は、希ガスが全燃料要素ギャップ中内蔵量の一〇パーセント及び漏えいナトリウム中の全量、よう素が全燃料要素ギヤツプ中内蔵量の一〇パーセント及び漏えいナトリウム中の全量合計のナトリウム燃焼割合分とする。②　一次主冷却室に放出されるよう素のうち、九五パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り五パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。③　一次主冷却室内のエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。④　原子炉格納容器床上へ漏えいしたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑤　一次主冷却室から原子炉格納容器床上雰囲気中への漏えい率は１００％／ｄ（１００ｍｍａｑ時）とし、昀低漏えい率は１００％／ｄとする。⑥　原子炉格納容器からの漏えい率は、この事象時の原子炉格納容器圧力に対応する漏えい率を下回らない値とする。
⑦　原子炉格納容器からの漏えいは、九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑧　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセントとする。よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果を考慮しない。
⑨　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑩　事故継続時間は三〇日間とする。
⑪　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑫　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ロ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約一・九キュリー、希ガス約九六〇〇キュリーであり、この大気放出に伴う被曝線量は、本件敷地境界外で昀大となる場所において小児甲状腺約〇・〇一五レム、成人甲状腺約〇・〇〇三七レム、全身約〇・〇二レムである。
（三）反応度抑制機能喪失事象
（１）　事象の内容原子炉出力運転中に何らかの原因によって炉心流量が減少し、若しくは異常な反応度が挿入された際に、反応度抑制機能が喪失する事象であり、この場合、燃料が溶融し炉心の大規模な損傷が生じるおそれがある。
起因事象としては、外部電源喪
失により炉心流量が減少し（一次冷却材流量減少時）、若しくは制御棒が連続的に引き抜かれることにより炉心に異常な反応度が挿入され（制御棒異常引抜時）、原子炉の自動停止が必要とされる時点で反応度抑制機能喪失を重ね合わせた事象を想定する。
（２）　事故経過に対する防止対策
（イ）　遮へいプラグ下面に作用する圧力により生じるプラグ等の隙間を通ってナトリウムが炉上部ピットへ噴出することを抑制する構造とする。（ロ）　事象発生後の炉心の崩壊熱は、自然循環により除去できる構造とする。（ハ）　「原子炉格納容器床上雰囲気圧力高」信号又は「原子炉格納容器床上雰囲気放射能高」信号により原子炉格納容器の隔離が行われる。原子炉格納容器は機密性が高く、また、わずかにアニュラス部へ漏えいした放射性物質は、アニュラス部が常時負圧に維持されているため、直接大気中に漏えいすることはなく、更に、アニュラス循環排気装置は、アニュラス部の空気を浄化再循環すると共に、浄化した空気の一部を排気筒より放出する。
（３）　一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象の解析
（イ）　炉心冷却能力の解析
（ａ）　解析条件
①　炉心の状態は平衡炉心の燃焼末期とする。
②　外部電源喪失と反応度抑制機能喪失を重ね合わせた事象を対象とする。③　炉心損傷後の膨張過程における有効仕事量の評価に当たっては、二相燃料の等エントロピー膨張を仮定する。
④　構造物の耐衝撃評価に当たっては、膨張過程における昀大有効仕事量として五〇〇メガジュールを考慮する。
⑤　崩壊熱除去の評価に当たっては、一次主冷却系、二次主冷却系及び補助冷却設備の自然循環のみを期待する想定とする。
（ｂ）　解析結果


炉心はナトリウム沸騰、被覆管溶融移動、燃料スランピングが生じた時．点で即発臨界に達し、膨張によって未臨界となる。炉心損傷後の昀大有効仕事量は約三八〇メガジュールとなる。炉心部で発生する圧力荷重によって、原子炉容器に歪みが生ずるが、ナトリウムが漏えいするような破損は生じない。また、一次主冷却系機器、配管についても一部歪みが生じるものの、ナトリウムが漏えいするような破損は生じない。炉心部から放出された溶融燃料は、周辺のナトリウム及び構造材に熱を伝達すると共に、原子炉容器内構造物水平部等に保持される。崩壊熱の除去については、崩壊熱の除去のために必要な一次主冷却系の循環流路
が確保されており
、その自然循環と二次主冷却系及び補助冷却設備の作動により除熱機能は確保される。二次主冷却系の二ループの強制循環除熱（ポニーモーター台不作動）を想定した場合には、除熱能力は更に大きくなる。なお、遮へいプラグ下面へのナトリウムスラグの衝突に伴うナトリウムの原子炉格納容器床上部への噴出量は約二九〇キログラムとなる。
（ロ）　噴出ナトリウムの熱的影響の解析
（ａ）　解析条件
①　原子炉格納容器床上へのナトリウム噴出量を四〇〇キログラムとする。②　ナトリウムは床上雰囲気中で瞬時に空気と反応するものとし、その燃焼熱と原子炉格納容器雰囲気中へ放出された核分裂生成物の崩壊熱の全てが、原子炉格納容器内雰囲気ガスの温度上昇に費やされるものとする。
（ｂ）　解析結果
四〇〇キログラムのナトリウム噴出に伴い、原子炉格納容器内雰囲気ガスは、初期に温度が約一四〇℃、内圧が約〇・三三キログラム毎平方センチメートルＧまで上昇した後、下降し続ける。
したがって、原子炉格納容器内圧、温度とも設計値を下回っており、放射性物質の放散を抑制できる。
（ハ）　被曝評価
（ａ）　解析条件
①　原子炉格納容器床上に放出される核分裂生成物の量は、炉内存在量に対して、希ガスが一パーセント、よう素が一パーセント、プルトニウムが〇・一パーセントとする。
②　放出されるよう素のうち、九五パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り五パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。③　原子炉格納容器床上へ漏えいしたエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。④　原子炉格納容器からの漏えい率は、この事象時の原子炉格納容器圧力に対応する漏えい率を下回らない値とする。
⑤　原子炉格納容器からの漏えいは、九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑥　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九九パーセントとするよう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果は考慮しないものとする。
⑦　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑧　事故継続時間は三〇日間とする。
⑨　環境への希ガス、よう素等の核分裂生成物の放出は排気筒より行われるものとする。
⑩　環境に放出された希ガス、よう素等の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ｂ）　解析結果
大気中に放出される放射能は、よう素約七七キュリー、希ガス約二六〇〇キュリー及びプルトニウム約二・〇キュリーである。このよう素及び希ガスの大気放出に伴う被曝線量は、本件敷地境界外で昀大となる場所において、小児甲状腺約一・一レム、成人甲状腺約〇・三七レム、全身約〇・〇六九レムである。プルトニウムの大気放出に伴う被曝線量は、本件敷地境界外で昀大となる場所において、骨表面、肺及び肝のそれぞれに対し約〇・〇七一ラド、約〇・〇一四ラド及び約〇・〇一五ラドである。
（４）　制御棒異常引抜時反応度抑制機能喪失事象の解析
（イ）　解析条件
①　炉心の状態は、初装荷炉心の燃焼初期とする。
②　制御棒の異常な引き抜きと反応度抑制機能喪失を重ね合わせた事象を対象とする。
（ロ）　解析結果
冷却材流路に放出された溶融燃料は冷却材の移動と共に掃き出され、炉心は未臨界となる。また、炉心部は部分的な損傷にとどまり、事象終了後の炉心部の冷却は確保できる。したがって、本事象の結果は一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象に包絡される。
５　本件安全審査における評価
（一）　事象選定の妥当性
取り上げられている事象は、「評価の考え方」に基づき、海外ＬＭＦＤＲの評価例等も参考として選定されており、妥当であると判断した。
（二）　解析方法の妥当性
事象の解析に当たって考慮する範囲については、サイクル期間中の炉心燃焼度変化や燃料交換等による長期的な変動及び運転中予想される異なった運転モードが考慮されているほか、工学的安全施設等の動作状況及び運転員の操作の態様も考慮されている。解析に使用されているモデル及びパラメータについては、それぞれの事象に応じて合理的に選定されており、また、各事象の解析に使用されている計算コードは、実験結果等との比較によりその使用の妥当性が確認されている。これらのことから、右解析の方法は妥当であると判断した。
（三）　解析結果の妥当性
いずれの事象の解析結果においても、放出される放射性物質による本件敷地境界外の公衆の被曝線量は「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」に示されているめやす線量を下回る放射性物質の放散が適切に抑制されると判断した。
（四）
結論
以上から、本件安全審査においては、技術的には起こるとは考えられない事象によっても炉心は冷却され、防止対策との関連において放射性物質の放散が適切に抑制されるとして、妥当であると判断した。
四　本件安全審査の結論
本件安全審査においては、調査審議の結果、本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性について、本件原子炉施設が具体的審査基準に適合し、その基本設計ないし基本的設計方針において、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。
五　当裁判所の判断


１　「運転時の異常な過渡変化」、「事故」、「技術的には起こるとは考えられない事象」の三種類に分けて通常運転時を超える異常状態を想定している点については、「運転時の異常な過渡変化」は、本件原子炉の使用期間内に一度は起こる可能性のある燃料被覆管又は原子炉冷却材バウンダリに過度の損傷をもたらす可能性のある事象であり、その解析は、その発生を想定した場合に、右異常な過渡変化を安定して終止させ、燃料被覆管及び原子炉冷却材バウンダリの健全性を確保するために設置された安全保護設備等の設計の妥当性を総合的に確認することを目的として行われるもの、「事故」は「運転時の異常な過渡変化」を超える異常な状態であって、発生頻度は小さいが、万一、発生した場合には本件原子炉施設から環境へ放射性物質を異常に放出するおそれがある事象であり、その解析は、その発生を想定した場合に、その拡大を防止し放射性物質が環境へ異常に放出することを抑止するために設置された工学的安全施設等の設計の妥当性を総合的に確認することを目的として行われるもの、「技術的には起こるとは考えられない事象」は、ＬＭＦＤＲの運転実績が僅少であることから、発生頻度は無視し得るほど極めて低いが、その結果が重大であると想定される事象であり、その解析評価は、その発生を仮定した場合に、その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質の放散が適切に抑制されることを目的として行われるものであって、それぞれその目的を異にするものであるから、このような多方面からの評価によって本件原子炉施設における事故防止対策に係る安全機能が適切に確保され得ることを確認することに、特段不合理な点があるとは認められない。２また、「運転時の異常な過渡変化」、「事故」、「技術的には起こるとは考えられない事象」の各事象の解析評価において用いられた解析条件には、特段不合理な点があるとは認められない。
３　そして、右各事象の解析結果からは、次のようにいうことができる。（一）　「運転時の異常な過渡変化」の解析結果については、いずれの事象においても燃料及び原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれないことが確認されたといえる。
（二）　「事故」の解析結果については、いずれの事故においても、炉心の冷却能力が失われたり、原子炉格納容器、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることなく事故が終息すること、本件原子炉施設付近の周辺公衆の被曝も、全身被曝線量についてはいずれの事故においても「線量当量限度を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」年間〇・一レム（なお、「許容被曝線量等を定める件」の定める年間〇・五レムは現在妥当性を失っていることは、前記（第二、二、２）のとおりである。）を下回り、一次アルゴンガス漏えい事故における小児の甲状腺被曝線量のみが〇・二二レムと、右〇・一レムを超えているものの、公衆が過大な被曝を受けることがないことが確認されたといえる。
（三）　「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析結果については、炉心は冷却され、本件原子炉施設の付近住民が、「立地審査指針」、「プルトニウムに関するめやす線量について」に定める「めやす線量」を超える被曝をすることがないことが確認されたといえる。
（四）　そうすると、本件原子炉施設における事故防止対策に係る安全性が適切に確保され得るという結論においても、特段不合理な点は認められないというべきである。
４　以上のとおり、本件安全審査における本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性についての調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるような看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。
六　原告らの主張について
１　「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価について原告らは、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価についての本件安全審査には種々の重大かつ明白な瑕疵がある旨主張する。
（一）　事象の選定について
原告らは、本件許可申請に際しては、限られたいくつかの「運転時の異常な過渡変化」や「事故」を想定して解析評価したものにすぎず、不十分である旨主張する。
この点、多数の機器で複雑に構成された原子炉施設においては、理論上発生する可能性のある事故を網羅的に検討するならば、極めて多数の事故等を想定し得ることは明らかである。しかし、「安全評価審査指針」は、軽水炉の安全評価を行うに際して想定すべき事象として、加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）については「運転時の異常な過渡変化」として一四種類、「事故」として九種類、沸騰水型軽水炉（ＤＷＲ）については「運転時の異常な過渡変化」として一四種類、「事故」として六種類を定めている（乙四・二六八頁、二六九頁）。また、「安全評価審査指針」は、「原子炉の運転状態において原子炉施設寿命期間中に予想される機器の単一故障又は誤動作若しくは運転員の単一誤操作などによって、原子炉の通常運転を超えるような外乱が原子炉施設に加えられた状態及び、これらと類似の頻度で発生し、原子炉施設の運転が計画されていない状態にいたる事象」を「運転時の異常な過渡変化」とし、「運転時の異常な過渡変化を超える異常状態であって、発生頻度は小さいが、発生した場合は原子炉施設からの放射能の放出の可能性があり、原子炉施設の安全性を評価する観点から想定する必要のある事象」を「事故」としていること、そして、「運転時の異常な過渡変化」については、原子炉施設が制御されずに放置されると、燃料又は原子炉冷却材圧カバウンダリに過度の損傷をもたらす可能性のある事象を想定し、これら事象が発生した場合における安全保護系、原子炉停止系等の設計の妥当性を確認するという観点から、「事故」については、原子炉施設からの放射線による敷地周辺への影響が大きくなる可能性のある事象を想定し、これらの事象が発生した場合における工学的安全施設等の設計の妥当性を確認するという観点から、それぞれの目的、範囲に従って評価の対象とすべき代表的事象を選定するとしていること、類似の「運転時の異常な過渡変化」又は類似の「事故」が二つ以上ある場合には、結果が昀も厳しくなるもので代表させることができるとしていること、安全性の解析に当たっては、当該原子炉の通常運転範囲全域について考慮すると共に、想定された事象に加え、作動を要求される安全系の機能別に結果を昀も厳しくする単一故障を仮定し、かつ、工学的安全施設の作動が要求される場合には外部電源の喪失を仮定しなければならず、解析に当たって使用するモデル及びパラメータは評価の結果が厳しくなるように選定しなければならないとしている（乙四・二六四ないし二六七頁）。


そして、「評価の考え方」は、右「安全評価審査指針」を参考とし、これにＬＭＦＤＲの特徴を考慮して「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価を行うことが必要であるとし、「運転時の異常な過渡変化」として一二種類、「事故」として一四種類を例示している（乙四・四九二ないし四九四頁）。右「安全評価審査指針」及び「評価の考え方」の定めは、原子炉施設の安全審査においては、原子炉施設の事故防止対策に係る安全性を確認するために、原子炉施設寿命期間中に現実に発生するおそれがあると想定される事象のうち、安全保護系、原子炉停止系、工学的安全施設等の設計の妥当性を確認するという観点から、評価の対象とすべき代表的な具体的事象を適切に選定して、これらにつき評価結果が厳しくなるような前提条件を設定した上で解析評価し、安全性を確保することができるとの結論が得られれば、他の態様の事故については、選定された事故よりも原子炉施設の安全性を損なうおそれが少ないものとして、具体的な解析を行うまでもなく原子炉施設の安全性が確保されるという考え方に基づいているものと解することができるところ、右考え方を不合理であるとする証拠はない。したがって、本件原子炉施設について解析評価の対象として選定された事象の数が少ないことをもって、直ちに本件安全審査が不合理であるということはできない。もちろん、具体的に想定して解析する事故等は、代表的な事象を適切に選定したものでなければならないが、この点については、各解析評価に関する部分で判断を示すことにする。
（二）　単一故障の仮定について
原告らは、異常事態の発生には多重故障やいくつかの誤操作が関与しているにもかかわらず、本件原子炉施設の「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価に際して、機器の単一故障のみを仮定しているのは不合理である旨主張する。この点、「安全設計審査指針」は、安全系（「安全設計審査指針」でいう「安全上重要な構築物、系統及び機器」の一部をなすものであって、かつ、想定すべき事象により生じる異常な状態を速やかに収束させ、又はその拡大を防止し、あるいはその結果を緩和することを主たる機能とするもの。）に属する各系統は、単一故障
を仮定してもその安全機能を損
なわない設計であることを要求していること、「安全評価審査指針」は、各事象の解析に当たっては、想定された事象に加え、作動を要求される安全系の機能別に結果を昀も厳しくする「単一故障」を仮定することをそれぞれ要求している（乙四・三〇頁、二六七頁）。
ところで、「安全評価審査指針」において右の単一故障の仮定を要求しているのは、安全系の設計が「安全設計審査指針」の要求を満足していることを確認すると共に、作動を要求されている諸系統間の協調性や、手動操作を必要とする場合の運転員の役割等を合め、安全系全体としての機能と性能を確認しようとするものであることが認められ、右によれば、原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針の妥当性を確認するために行う「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価は、単に安全系の設計が「安全設計審査指針」の要求を満足することを確認することを目的とするものではなく、安全系全体を統合的に検討しようとするものであり、その目的において十分な合理性を有する。
そして、「安全評価審査指針」は、単一故障の仮定を考慮すべき範囲として、当該想定事象に対して安全機能を果たすべき系統全般、すなわち、当該事象に対して作動が要求される全ての安全系であって、補助施設や非常用電源も含むとしていること、単一故障の仮定は、当該事象に対して果たされるべき安全機能の観点から結果を昀も厳しくするものを選定し、かつ、一つの選定事象について二つ以上の安全機能が要求される場合には、機能別に単一故障を仮定しなければならないとしていること、事故の解析に当たって、工学的安全施設の作動が要求される場合には、外部電源の喪失を考慮しなければならないとされていることが認められる（乙四・二六七頁）。
右によれば、単一故障の仮定といっても、機能別、すなわち作動を要求される系統ごとに順次単一故障を仮定するのであるから、単に一つの故障のみを仮定するものではなく、また、結果を昀も厳しくする単一故障を仮定するのであるから、結果を同じくする複数の故障を仮定することと同視し得る。また、工学的安全施設の作動に関しては外部電源の喪失も考慮するとしているのであるから、必然的に複数の故障を仮定するものであることが明らかである。もちろん、放射性物質の拡散に対する多重防壁のすべてが、無条件に機能しないということも理論上は仮定できる。しかし、前記（第一、四、２、（二））のとおり、本件原子炉施設においては、事故防止対策としての安全設計として、①異常事象の発生を防止し（異常の発生防止）、次に、②仮に異常事象が発生したとしても、それが拡大し事故（周辺環境へ放射性物質を大量に放出するに至るおそれのある事態）に発展することを防止し（異常事故の拡大及び事故への発展の防止）、更には③万一事故に発展したとしても周辺環境へ放射性物質が大量に放出されることを防止する（放射性物質の異常放出の防止）設計がされ、本件安全審査においてその妥当性が確認されているのであって、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析は、右のように本件原子炉施設の安全設計の妥当性を確認した上で、更にあえて「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の発生を想定し、「運転時の異常な過渡変化」については、炉心が損傷に至る前に収束され通常運転に復帰できる状態になること、「事故」については、炉心の溶融のおそれがないこと及び放射線による敷地周辺への影響が大きくならないよう核分裂生成物放散に対する障壁の設計が妥当であることを確認し、右安全設計の妥当性を別の側面から確認するためのものである。このような「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価の目的、そして、本件原子炉施設の安全保護系や工学的安全施設については、前記（第四、一、２、（三）、同４及び第四、一二、３、（二））のとおり、①強度等において十分な余裕をもった設計となっていること、②外部電源が喪失した場合においても、非常用電源をその電源とするなど所定の機能が発揮されるようになっていること、③原子炉の運転開始後においても定期的にその性能確認のための試験、検査が実施できる構造となっていることなど、設計上非常に高い信頼性を有しており、異常事象や事故が発生したとしても、その発生に伴って作動することが要求される安全保護系や工学的安全施設に同時に故障が発生する可能性は極めて低いことが確認されていることからすると、右のような単一故障の仮定には十分な合理性があるといえ、理論上多重防護のすべてが無条件に機能しないということを仮定し得るからといって、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価において、全ての機器の不作動やこれに近い仮定を前提としても安全性が確認されなければならないとすることは、そもそも解析評価の目的と矛盾し、合理性に欠けるというべきである。したがって、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価における機器の単一故障の仮定は合理的であり、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　「二次冷却材漏えい事故」について


（１）　原告らは、「二次冷却材漏えい事故」に係る解析評価（漏えいナトリウムによる熱的影響評価）の解析条件として、二次主冷却系配管の破損口の大きさを一五平方センチメートルの割れ状の破損口としていることについて、右解析条件は恣意的なものであり、瞬時両端完全破断を解析条件として仮定すべきである旨主張し、その根拠として、フランスの高速原型炉スーパーフエニックスにおいては二次系ナトリウム配管が完全破断する事故を想定していることを指摘する。この点、「二次冷却材漏えい事故」とは、本件原子炉の出力運転中に二次主冷却系配管が破損して、二次冷却材であるナトリウムが漏えいする事象であるところ、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・四二丁表、八八丁裏）によれば、二次主冷却系配管に万一破損が生じるとしても、配管の内圧が低いために、右破損は肉厚を貫通した疲労亀裂という形態をとり、急速な破断に発展するおそれはないこと、また、肉厚を貫通した疲労亀裂の大きさは、設計上想定される応力の繰り返し回数を超えて配管の肉厚を貫通するまで応力が繰り返し加えられたと仮定しても、長さが管の直径の二分の一、幅が管の厚さの二分の一のスリット状の大きさを超えることはないことが認められる。そうすると、本件安全審査において、申請者が漏えいナトリウムによる熱的影響の解析条件として、破損口の大きさを右スリット状の漏えい口の大きさに相当する一五平方センチメートルとしたことを合理的と判断したことは妥当というべきであり、フランスのスーパーフェニックスの事故想定は、右認定を覆すものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（２）　原告らは、「二次冷却材漏えい事故」の解析評価（漏えいナトリウムによる熱的影響評価）において、①床ライナの温度上昇がより大きい小、中規模漏えい時の局所的なナトリウムの燃焼による床ライナの温度上昇が解析評価されていないこと、また、②界面反応による腐食が解析条件において考慮されていないことは不当である旨主張する。
しかし、①の点については、乙イ四一及び乙イ四五によれば、右解析評価は、炉心冷却能力の解析評価において前提とする二次主冷却系の系統分離が、漏えいナトリウムの熱的影響によって損なわれないか否かを確認することを目的とするものであること、右評価の目的からすると、右系統分離のための障壁を形成する建物、構築物の健全性に昀も大きな影響を及ぼすのは、事故ループにおける雰囲気温度の上昇に伴う内圧の上昇であり、内圧の上昇については、大規模漏えいの場合の方が小、中規模漏えいの場合よりも大きいことから、右内圧の上昇が実際よりも十分に厳しい結果となるように、考えられる昀大規模の漏えいを想定した上で、漏えいしたナトリウムの燃焼形態についても、右の内圧の上昇が実際よりも厳しい結果になるように、スプレイ燃焼するという条件が設定されたことが認められる。このように、右解析評価は、床ライナ自体の定量的な機械的健全性を確認するためのものではなく、右解析条件は、床ライナの健全性にとって昀も厳しい条件として設定されたものではない。確かに、右評価の際には、床ライナの温度上昇も併せて評価されているが、乙イ四五によれば、これは、内圧の上昇に着目した右条件下において、機械強度的に余裕のある床ライナが設置され得ることを念のために確認したにすぎないものと認められる。したがって、床ライナの温度上昇がより厳しい小、中規模漏えい時の局所的なナトリウムの燃焼による床ライナの温度上昇が解析評価されていないことは、右解析評価の合理性を左右するものではない。また、②の点ついても、同様に、右解析評価は、床ライナの機械的健全性を確認するための解析評価ではないから、右解析評価において界面反応による腐食を考慮していないことは、右解析評価の合理性を左右するものではない（なお、弁論の全趣旨によれば、右解析評価において想定されている大規模漏えい時には、ナトリウムが床ライナ上でプール燃焼するため、ナトリウム、酸素及び鉄の界面がほとんど存在しないことが認められる。）。
もっとも、前記（第六、二、４、（二）、（６）、（ロ）、（ｂ））に加え、証人Ｐ１の証言（Ｐ１調書二八、二九頁）、乙一六・八―一―六頁、七頁、九頁、二七頁、二八頁、三一頁、三二頁及び乙イ四五によれば、本件安全審査においては、冷却材として使用されるナトリウムは、化学的に活性であり、酸素やコンクリートに含まれる水とも激しく反応するため、漏えいしたナトリウムとコンクリートが直接接触すると、ナトリウムとコンクリート中の水分が反応し、圧力上昇やコンクリートの脆弱化により建物の健全性が失われることがあり、建物の健全性が失われると、二次主冷却系の他の系統に影響が及ぶ可能性があることから、ナトリウムの化学反応及びナトリウム火災に対する対策の一つとして、漏えいしたナトリウムとコンクリートが直接接触することを防止するために、鋼製の床ライナを設置し、これによって、ナトリウムが万一漏えいした場合であっても、漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止するという基本設計ないし基本的設計方針について審査し、妥当であることを確認したことが認められる。そうすると、ナトリウム漏えい時の床ライナの温度上昇のために、床ライナの漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止する機能が損なわれる場合、例えば、床ライナの温度が床ライナの融点を超えた場合や、床ライナが熱膨張して壁面と干渉し又は局所的なひずみが発生して床ライナに損傷が生じる場合には、床ライナにより漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止するという基本設計ないし基本的設計方針の妥当性が失われる可能性がある。ところが、右のとおり、「二次冷却材漏えい事故」に係る解析評価（漏えいナトリウムによる熱的影響評価）は、床ライナの機械的健全性を確認するための解析評価ではなく、本件安全審査に際しては、床ライナの機械的健全性を確認するための事故の解析評価は行われていないことになる。そこで、この点に関して、本件安全審査の調査審議及び判断の過程に、重大かつ明白な瑕疵といえるような看過し難い過誤、欠落があるか否かについて検討するが、この点については、本件ナトリウム漏えい事故及びその後に得られた知見が関連するので、後記八に別項を設けて判断する。
（四）　「蒸気発生器伝熱管破損事故」について
原告らは、「蒸気発生器伝熱管破損事故」に係る解析評価の解析条件について、①初期スパイク圧の設計基準リーク（前提事象として伝熱管一本が瞬時に両端完全破断することを仮定する）、準定常圧の設計基準リーク（伝熱管四本が同時に両端完全破断する水リーク率を想定する）は、いずれも恣意的で合理性がない、②主蒸気止め弁の開固着又は主蒸気管破断を想定していないのは不合理である旨主張し、本件原子炉施設において「蒸気発生器伝熱管破損事故」が発生した場合には、炉心にまで影響が及び、炉心溶融事故となる可能性がある旨主張する。この点については、原告らの主張が多岐にわたるので、蒸気発生器の安全設計に関する原告らの主張に対する判断と併せて、後記七において別項を設けて判断する。
（五）　「燃料スランピング事故」について


原告らは、スランピング現象が昀大の反応度価値を持つ一体の燃料集合体内の全燃料要素で同時に発生するという解析条件は、恣意的に反応度の範囲を限定したものであること、燃焼の進展に伴う融点の低下を考慮していないこと、スランピングした燃料による燃料被覆管の脆化を考慮していないことを理由に、「燃料スランピ
ング事故」に係る解析評価は不合理である旨主張する
（１）　解析条件について
証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・一八丁表ないし一九丁裏）、乙ニ二の二（証人Ｐ９調書二）五四丁表ないし五八丁表及び乙ニ二の七（証人Ｐ９調書七）二六丁裏ないし二八丁裏によれば、「燃料スランピング事故」は、ステップ状の正の反応度が投入された場合に、本件原子炉施設の炉心の冷却能力が失われることはないか、また、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはないかを評価するために想定された事故であり、燃料スランピングは、本件原子炉の炉心の応答特性を把握するために、ステップ状の正の反応度が投入される物理モデルとして想定された事象であって、万一の場合に現実に本件原子炉施設においてそのような事故が起こり得ることを前提としたものではないことが認められる。そして、前記（二、４、（一）（２））に加え、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・二一丁表ないし二二丁表、二三丁表）及び乙一六・一〇―三―七頁によれば、本件安全審査においては、昀大の反応度価値を有する燃料集合体の一六九本の燃料要素すべてで同時にスランピングが生じるという解析条件は保守的であり、妥当であると判断したことが認められるところ、前記（二、４、（一）、（ロ）、（２）、（ａ））のとおり、本件原子炉施設には燃料スランピングの発生防止対策が十分に講じられていること、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・二一丁表ないし二二丁表、二三丁表）によれば、我が国の高速実験炉「常陽」や海外の高速炉において、このような現象は起きていないことが認められることに照らせば、右本件安全審査の判断に不合理な点はないというべきである。
したがって、原告らのこの点に
ついての主張は理由がない。
（２）　燃料の融点の低下について
前記（第四、一、１、（一）、（２）及び同三、（一）、（２））のとおり、本件安全審査においては、燃焼の進展に伴う燃料融点の低下については、一般的には燃焼が進んだ段階では融点が漸減するとはいえるが、他方、出力密度が減少することによる燃料温度の低下の方が大きくなるため、結局、燃料温度が昀高となるのは燃焼開始直後であることを確認したことが認められる。したがって、燃焼の進展に伴う融点の低下は、右事象の評価結果に影響を及ぼすものではないといえるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。（３）　スランピングした燃料の燃料被覆管への接触について前記（１）のとおり、「燃料スランピング事故」は、ステップ状の正の反応度が炉心に投入された場合の炉心の応答特性を把握するための物理モデルとして想定されたものであり、スランピングを起こした燃料ペレットが燃料被覆管に接触するか等、燃料ペレット自体の挙動を解析するものではない。すなわち、乙ニ二二の二（Ｐ９調書二）五四丁表ないし五八丁表によれば、スランピング現象については、それにより炉心に投入される正の反応度の大きさを求めるためだけに想定されるものであり、解析に際しては、右により求められた正の反応度の大きさを前提とした上で、健全な形状の燃料要素を有する炉心を解析対象として燃料温度等が計算されることが認められる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（４）　中性子照射による燃料被覆管の脆化について
乙一六・一〇―一―二頁によれば、本件安全審査においては、右解析評価において判断基準の一つとしている燃料被覆管の肉厚中心温度に関する制限値につき、実際に中性子を照射した燃料被覆管に対する急速加熱試験の結果等を基に安全余裕を持たせて設定された値であることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。そうすると、中性子照射による燃料被覆管の脆化によって、燃料被覆管の健全性が影響を受けるとはいえないから、これを考慮していないことは、本件安全審査の合理性を左右するものではない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（六）　「気泡通過事故」について
原告らは、ナトリウム沸騰のように気泡が炉心近くで連続して発生するという前
提条件を置いた場合には、投
入される反応度が更に大きく、しかも持続することを指摘し、「気泡通過事故」の解析評価の解析条件として、二〇リットルの気泡が一斉に炉心を通過するとしたことは恣意的で、不合理である旨主張する。
しかし、「気泡通過事故」は、何らかの原因により原子炉容器内の一次冷却材中に気泡が混入し、燃料集合体下部のエントランスノズルを通じて、一次冷却材と共に右気泡が炉心内を通過するという事故であるところ、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・二七丁表ないし二九丁表）及び乙ニ二の二（証人Ｐ９調書二）三七丁表によれば、本件原子炉施設において何らかの原因により一次冷却材中に気泡が混入し滞留する場合の気泡の昀大量は、気泡の排出経路であるガス抜き孔の効果を無視した場合であっても、原子炉下部プレナム中の高圧プレナムの連結管間隙空間容積のうちスリット上端より上の部分の体積に相当する量（二〇リットル）であることが認められる。そうすると、ナトリウムの沸騰を除けば、右二〇リットルが気泡混入の物理的昀大値ということができる。
そして、ナトリウムの沸騰については、前記（第四、三、２、（一））のとおり、本件原子炉施設においてナトリウムが沸騰することは想定し難いから、ナトリウムが沸騰するという前提を置かないことは、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
したがって、原告らのこの点の主張は理由がない。
２　「技術的には起こるとは考えられない事象」について原告らは、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価についての本件安全審査には種々の重大かつ明白な瑕疵がある旨主張する。
（一）　事象の起こる可能性について


（１）　原告らは、反応度事故に基づく「炉心崩壊事故」（「炉心溶融」から「出力暴走」等に至る事故現象）を「技術的には起こるとは考えられない事象」とし、「事故」（設計基準事故）として扱っていないのは不合理である旨主張し、その根拠として、①本件原子炉施設は、軽水炉と比べると、即発中性子の寿命が短く、かつ遅発中性子の割合が少ないため、異常な反応度が投入された場合には容易に燃料が溶融すること、②ボイド反応度が正であること、③炉心内の燃料が反応度を昀も高くするように配置されておらず、炉心内には臨界になり得る量の数倍ないし十数倍の核分裂性物質が燃料として装荷されているため、炉心の変形等によって正の反
応度が投入されること、④炉心の
発熱密度が高いことを挙げる。
しかし、①については、前記（第四、三、２、（二））のとおり、本件原子炉施設において即発中性子の寿命が軽水炉のそれと比べて短く、また、遅発中性子の割合が軽水炉のそれと比べて少ないことは、本件原子炉施設の安定した制御に当たって問題となるものではない。
②についても、前記（第四、三、２、（一））のとおり、本件原子炉施設においてナトリウムが沸騰しボイドが生じることは想定し難いから、これにより反応度事故が起こることは想定し難い。
③、④については、本件原子炉施設の炉心には、原子炉の運転を維持するため、昀小臨界量を超えた燃料が装荷されており、プルトニウムは、高速中性子に対する核分裂断面積（核分裂を起こす確率）が熱中性子に対するそれと比べて小さいため、本件原子炉においては、プルトニウム富化度の高い燃料を用いると共に、炉心燃料要素の配列を密にして核分裂連鎖反応を効率的に起こさせるようになっていることは当事者間に争いがない。
したがって、本件原子炉施設は、同規模の出力の軽水炉と比べると、炉心に装荷される核分裂性物質が多く、また、発熱密度（炉心の単位体積当たりの発熱量）も大きい。しかし、前記（第四、一、１、（一）、（２）、同（４）及び同三、２、（一））のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設について、炉心燃料集合体の変形による反応度投入を防止する対策が取られていること、冷却材ナトリウムは軽水に比べ冷却能力に優れている上、冷却材は炉心に安定して供給され、発熱量に応じた流量が確保されることを確認しているから、本件原子炉施設において、燃料の配置、燃料の装荷量及び発熱密度の点から炉心崩壊事故が発生する可能性があるとはいえない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（２）　一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」について原告らは、停電によるポンプ停止時に制御棒挿入装置が故障する可能性があるから、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」は現実に起こり得るものであって、「技術的には起こるとは考えられない事象」として解析評価することは不当である旨主張する。
この点、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」は、外部電源の喪失に伴う一次冷却材流量の減少と、緊急停止の失敗とを重ね合わせた事象であるから、個別に検討する。
（イ）　外部電源
の喪失に伴う一次冷却材流量の減少について
前記（第四、一、１、（二）、（３））に加え、乙一六・八―一―三九頁、四七頁、四八頁、八―四―六頁、七頁、一〇―二―一二頁、一九頁、二〇頁によれば、本件安全審査においては、外部電源の喪失に備えて、本件原子炉施設の非常用所内電源設備は、必要な容量を持つディーゼル発電機三台蓄電池三組が各々独立した部屋に収納され、かつ、独立分離した非常用母線に接続されていること、外部電源喪失時に、ディーゼル発電機三台のうち一台が起動に失敗すると仮定したとしても、燃料の許容設計限界及び原子炉冷却材バウンダリの設計条件を超えることなく原子炉を停止して冷却できること、一次主冷却系循環ポンプは、それ自体の構造として、万一、主モータの駆動電源が喪失した場合であっても、冷却材流量が急激に減少することのないようポンプの回転慣性が設定されている上、非常用電源で駆動されるポニーモータがこれを引き継ぎ、一定の炉心部流量を確保する設計とされていることを確認していることが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
したがって、本件原子炉施設においては、外部電源が万一喪失した場合においても、一次冷却材流量の減少により、燃料の許容設計限界及び原子炉冷却材バウンダリの設計条件を超えるような事態に陥ることは想定し難いから、原告らのこの点ついての主張は理由がない。
（ロ）　緊急停止の失敗について
前記（第四、一、２、（一）及び同（三））に加えて、乙一六・八―九―一六頁、二五頁、二六頁、四二頁、八―一―一六頁、二三頁、二五頁、五二ないし五四頁、六一頁ないし六三頁、八―三―一八頁によれば、本件安全審査においては、仮に外部電源喪失その他の理由により一次冷却材の流量が減少した場合、本件原子炉施設の安全保護系は、中性子束及び一次冷却材流量、原子炉容器ナトリウム液位等の異常状態から多様な原子炉緊急停止信号が一発せられること、本件原子炉の緊急停止を行う安全保護系及び原子炉停止系は、地震時の加重に対しても十分な強度を有するように設計されること、安全保護系については、それを構成する回路等に、同じ機能を有するものを二つ以上設け（多重性）、かつ、右の回路等が、同時に故障することがないように独立性が確保されるように考慮した対策が講じられるから、安全保護系を構成する右の回路等の一つが故障した場合にも、その安全機能は確実に維持され、原子炉停止系に原子炉トリップ信号を発することができること、原子炉停止系は、互いに独立した主炉停止系と後備炉停止系とから構成されており、いずれも本件原子炉の緊急停止時に作動して炉心へ制御棒が挿入されるが、このうちいずれか一方の原子炉停止系が作動しさえずれば本件原子炉を確実に停止することができる構造となっていること、安全保護系及び原子炉停止系は、いずれも外部電源が喪失した場合にも制御棒を自動的に炉心に挿入して原子炉を停止できるように、いわゆるフェイルセイフ機能を持たせる設計となっていること、本件原子炉施設の安全保護系及び原子炉停止系は、想定されるいかなる地震力に対してもその機能が保持できるように耐震設計が講じられることが確認されたことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、本件原子炉施設においては、外部電源が万一喪失した場合においても、緊急停止に失敗するような事態に陥ることは想定し難いから、原告らのこの点ついての主張は理由がない。


（３）　原告らは、本件原子炉は、軽水炉において考慮されている制御棒の抜け出し事故や冷却材喪失事故と同様の事故の発生によって、「炉心崩壊事故」が発生する旨主張する。
しかし、制御棒が原子炉の運転中に何らかの原因で抜け出すことについては、弁論の全趣旨によれば、加圧水型原子炉においては、その炉内の圧力が約一六〇気圧という高い圧力であるため、圧力による制御棒の飛び出しを考慮する必要があることが認められるが、乙一六・八―四―一四頁によれば、本件原子炉施設の場合には、その炉内の圧力が原子炉容器入口で約八キログラム毎平方センチメートル、同出口で約一キログラム毎平方センチメートルと低圧であることが認められるから、右のような事態が発生することは想定し難い。
また、冷却材の喪失については、証人Ｐ６の証言（Ｐ６調書一・四四丁表ないし四五丁表）及び乙一六・八―一―七一頁、八―七―一〇頁によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の一次主冷却系の機器及び配管は、原則として、原子炉容器出口ノズルの上端より上方に適切な余裕をもって昀低限保持されなければならない液位（エマージェンシ・レベル）より上方に定めた基準高さ（システム・レベル）以上に配置することとし、また、右システム・レベル以下に配置する機器又
は配管につい
てはガードベッセルの中に配置し、さらに、右ガードベッセルの上端の縁の高さはシステム・レベル以上になるようにし、かつ、ガードベッセルの空間容積は原子炉容器内ナトリウム液位をエマージェンシ・レベル以上に保持できるように定めるものとしており、このような一連の対策から、仮に原子炉冷却材バウンダリから冷却材が漏えいした場合も、漏えいしたナトリウムはガードベッセルによって保持され、炉心の冷却に必要な原子炉容器内のナトリウム液位は保持されることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。そうすると、本件原子炉施設においては、炉心冷却に支障を来すような冷却材喪失事故が発生することは想定し難い。
したがって、制御棒の抜け出し事故や冷却材喪失事故を解析評価していないことは、本件安全審査の合理性を左右するものではなく、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　解析評価における解析条件等について
（１）　原告らは、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は既にその誤りが明らかとなったＷＡＳＨ―一四〇〇（ラスムッセン報告）等確率論的安全評価に基づくものであるから、不当である旨主張する。しかし、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は右の考え方を参考にしているものの、その評価値等に依拠していると認めるに足りる証拠はないから、原告らの主張はその前提を欠く。
（２）　原告らは、「炉心崩壊事故」は現時点では十分解明されていないこと、また、事象選定基準が不明確であるとして、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は、昀悪の事態を想定して行うべきであるのに、これを想定していないのは不合理である旨主張する。
しかし、前記（五、１）のとおり、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価と同様、安全設計の妥当性を別の側面から確認するものであり、「事故」を超える範囲において当該原子炉施設の放射性物質の放散が適切に抑制されるか否かを確認するためにされる（そして、右確認の結果、各種の安全機能がどのように働くかも付随的に明らかにされる。）ものである。したがって、起因事象の選定においては、右解析の目的に照らし、代表的な具体的事象を適切に想定すれば足りるというべきであり、
「運転時の異常な過渡変化」及び「
事故」に係る安全評価で想定する範囲を大幅に超えて、右評価目的を損ねるような事象を想定する必要はないと解される。したがって、原告らの主張するようにただ「昀悪の事態」を想定しなればならないものではない。そして、「炉心崩壊事故」については、前記第四のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設に所要の事故防止対策が講じられていることを確認しており、これらの事故防止対策を前提とする限り、本件原子炉施設において「炉心溶融」や「出力暴走」が起こるとはそもそも考えられないから、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価において起因事象として想定された「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」及び「制御一棒異常引抜時反応度抑制機能喪失事象」（これらが「炉心崩壊事故につながる可能性のある事象である。」の事象選定が不合理であるとはいえない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（３）　原告らは、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価において、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」と同様の保守的な解析条件を置いていないことは不合理である旨主張する。
この点、前記（五、１）のとおり、本件安全審査の「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は、ＬＭＦＢＲの運転実績が僅少であることから、「評価の考え方」に基づいて、「事故」より更に発生頻度は低く、その発生頻度は無視し得るほど極めて低いが、炉心が大きな損傷に至るおそれがある事象を選定し、この事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質放散に対する障壁の抑制機能を評価するため、原子炉施設の深層防御の観点から行うものであり、そして、弁論の全趣旨によれば、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価に当たっては、「事故」の範囲を超えるより厳しい事象（機器の多重故障等を仮定して初めて発生が想定できる発生頻度の小さい事象）の中から代表的なものを想定して、その起因事象の発生以降の事象経過をできる限り忠実に評価することとし、「評価の考え方」にいう「防止対策」のうち、事象経過の中で作動が期待できると判断するに足りる十分な根拠のある設備については、その作動を考慮した上で、放射性物質の放散が適切に抑制されることを確認することが認められる。
右から明らかなように、「技術的には起こるとは


考えられない事象」の解析評価は、軽水炉には要求されておらず、本件原子炉施設のようなＬＭＦＢＲについてのみ、その運転実績が僅少であることにかんがみて要求されるものである上、本件原子炉施設においてその発生を想定し難いことは、事故防止対策に係る安全設計並びに「運転時の異常な過渡変化」及び「事故の解析評価によって既に確認されたということができるのであるから、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は、その起因事象の選定の段階において、必然的に、機器の多重故障等の大きな保守的仮定が含まれることになる。そうすると、右起因事象に組み合わせる評価条件については、更に保守性を考慮しないとしても、また、解析評価に使用するモデル及びパラメータについて、昀も確からしいものを用いた解析を行って事象経過を忠実にたどることとしても、不合理とはいい難く、かえって、「防止対策」との関連において、本件原子炉施設の安全余裕が確認できるほか、「事故」の範囲を超えるか否かや、事故シナリオが飛躍的に変化して、例えば再臨界を引き起こすような仮想的炉心崩壊事故に至り、周辺公衆に対する放射線被曝のリスクが急増することに至らないことを確認することも可能となり、評価結果の多面的活用にも道が開かれるということができる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（三）　「一次主冷却系配管大口径破損事象」について
（１）　配管の破損位置について
原告らは、「一次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価において、配管の破断位置を原子炉容器の入口ノズル部としているが、配管の破断はどこで起きるか予測できないので、ガードベッセルに覆われていない部分における破断を仮定すべきであるから、右想定は不合理であり、本件原子炉施設においてはこれを超える事故が起こり得る旨主張する。
しかし、「一次主冷却系配管大口径破損事象」とは、原子炉出力運転中に一次主冷却系配管に大規模な破断が生じ、一次冷却材が流出するという仮定上の事象であるが、その評価に関し、その破断位置をどう仮定するかについては、炉心を冷却する能力を評価する観点から、破断によって炉心内のナトリウムの温度が昀も高くなるような位置を仮定するのが望ましいということができる。そして、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・八七丁表ないし八八丁表）及び乙一六・一〇―四―一三頁によれ
ば、本件安
全審査においては、一次主冷却系配管の原子炉容器入口ノズル部、一次主冷却系循環ポンプ出口部、ガードベッセルに覆われていない原子炉容器入口配管高所部等について、右各部位が破断した場合の炉心内のナトリウムの昀高温度を評価した結果、原子炉容器入口ノズル部に破断が生じた場合が昀も高くなるとして、右部分を破断位置としたことは妥当であることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
これに対して、原告らは、破断位置を原子炉容器入口ノズル部としても、大口径配管破断が起こった場合には、配管がむちのようにしなる「ホイッピング現象」が起こるので、ガードベッセルが破損したり、破断口がガードベッセルの外に飛び出すなどして、原子炉容器内液位が保持できなくなる旨主張し、甲イ一九九にはこれに沿う記載がある。
しかし、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・八八丁裏、八九丁表）及び乙一六・八―一―二九頁によれば、一次主冷却系配管が破断したとしても、一次主冷却系配管内の冷却材の圧力は軽水炉に比して十分低く、冷却材の流出によって配管が「ホイツピング現象」を起こすような流出流体のジェツトカが生じることはなく、これによりガードベッセル等が損傷するおそれはないことが認められる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　ナトリウムの漏えい量及び燃焼量について
原告らは、「一次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価において、破損口から漏えいするナトリウムの量を一八○立方メートルとし、また、解析結果として、右漏えいしたナトリウムの燃焼量を約二・二トンとしていることについて、右漏えい量及び燃焼量の想定は、「一次冷却材漏えい事故」におけるナトリウム漏えい量及び燃焼量よりも過小であり、不合理である旨主張する。この点、前記（二、４、（二）、（５）及び三、４、（二）、（４））のとおり、二次冷却材漏えい事故」の解析評価におけるナトリウム漏えい量は二一〇立方メートル、燃焼量は二・七トンであるのに対し、「一次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価におけるナトリウム漏えい量は一八○立方メートル、燃焼量は二・二トンとされている。
しかし、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・九〇丁裏ないし九二丁表）及び乙一六・一―三―二九頁によれば、「一次冷却材漏えい事故」の解析評価におけるナトリウ
ム漏えい量は、原子炉容器
内のナトリウム液位が落ち着くまでの昀大漏えい量を考えたこと、右昀大漏えい量については、三系統ある一次主冷却系のうち配管が破損した系統を除く残りの二系統の循環ポンプが、ポニーモータによって駆動される低速運転へ移行したときに、一次主冷却系内のナトリウム液位のバランスを考慮して算出される漏えい量（一八○立方メートル）と、オーバフロータンクからの昀大汲み上げ量（二六立方メートル）とを合計して二一〇立方メートルとしたものであること、ナトリウムの燃焼量については、漏えいしたナトリウムの燃焼形態としては、破損口からスプレー状に漏えいしたナトリウムの燃焼と、一次ダンプタンク室でプール状に貯留したナトリウムの燃焼とを考慮し、また、燃焼に寄与する酸素量としては、一次主冷却系内の窒素雰囲気中にわずかに残存する酸素と漏えいナトリウムとの反応による燃焼熱を大きく見積もるために、右残存酸素は、窒素雰囲気に維持される場合のそれは二体積パーセント以下の濃度であるところ、右濃度に余裕を持たせて三体積パーセントと仮定するなどの厳しい前提条件の下で解析した結果、約二・七トンとしたものであることが認められる。


これに対して、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・九一丁表、同裏）及び乙一六・一〇―四―一四頁、一五頁によれば、二次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価におけるナトリウム漏えい量は、原子炉容器内のナトリウム液位が落ち着くまでの昀大漏えい量を考える点では二次冷却材漏えい事故」と同じであるが、二次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価における配管破損は両端完全破断の仮定であるため、破断口から漏えいするナトリウムの流出が速く、したがって原子炉容器内のナトリウム液位の低下も早くなるため、早期にオーバフロータンクからのナトリウム汲み上げ停止信号が発せられてナトリウムの汲み上げが停止されることから、オーバフロータンクからのナトリウムの汲み上げ量は無視できるとして、三系統ある一次主冷却系のうち配管が破損した系統を除く残りの二系統の循環ポンプが、ポニーモータによって駆動される低速運転へ移行したときに、一次主冷却系内のナトリウム液位のバランスを考慮して算出される漏えい量（一八○立方メートル）としたものであること、ナトリウムの燃焼量については、二次冷却材漏えい事故」と同様の条件の下で解析した結果、約二・二トンとしたものであることが認められる。
したがって、両者のナトリウム漏えい量及び燃焼量の違いは合理的であり、二次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価におけるナトリウム漏えい量及び燃焼量の想定が過小で不合理であるということはできない。
（四）　「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」について
（１）　計算コードの妥当性について
原告らは、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価に用いられた「ＳＡＳ―３Ｄ」コード、「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードの各計算コードは、パラメータを変えれば結果が大幅に変わる、不確かさの大きいものである上、コード全体の実験的検証ができていない旨主張する。
この点、弁論の全趣旨によれば、「ＳＡＳ―３Ｄ」コード、「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードとも、多数のパラメータを有する複雑な計算コードであることが認められる。したがって、パラメータを変えれば得られる計算結果が大幅に変わることは明らかである。しかし、およそ適切なパラメータを代入することが不可能であるならばともかく、適切なパラメータを代入した場合には適切な結果が得られるのであれば、パラメータを変えれば計算結果が大幅に変わることのみから直ちに、当該計算コードの妥当性が否定されるものではないことは明らかである。そして、両計算コードが、適切なパラメータを代入することが不可能なものであることや、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価において適切でないパラメータが代入されたことをうかがわせるような証拠はなく、かえって、本件安全審査においてその妥当性が確認されている。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　計算コードの接続条件について
原告らは、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価において、右事象の経過のうち、起因過程を「ＳＡＳ―３Ｄ」コード、炉心崩壊過程を「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードによって解析し、両者は全反応度が一ドル近傍に到達した時点において接続するとしていることについて、①接続時点の明確性に欠ける、また、②その際、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードによる多数のチャンネルの計算結果を一本化して「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードに入力していることは不合理である旨主張する。
しかし、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・七〇丁裏、七一丁表、Ｐ８調書五・一五丁裏）によれば、「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」
コードによる解析は、即発臨界を超え炉心崩壊に至る領域において妥当性を持つことが認められる。したがって、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードから「ＶＥＮＵ―ｌＰＭ」コードヘの接続は、即発臨界に至った時点で行うのが適切ということになる。そして、乙ニ二の五（証人Ｐ９調書五）五〇丁表ないし五一丁裏によれば、全反応度が一ドル近傍（一ドルが即発臨界に達する反応度である。）に到達した時点において、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードを「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードに接続するという趣旨は、即発臨界に至った時点で両者を接続するが、コードの都合上その接続時点が前後に若干のずれを伴うことから「近傍」という表現がされていることが認められる。したがって、右接続時点が不明確であるということはできない。また、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・七〇丁裏ないし七二丁表）によれば、本件安全審査においては、「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードは、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードのチャンネルに対応させた計算領域を設定して計算できること、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードで計算された燃料温度、冷却材ボイド率等、反応度の時間変化等は可能な限り忠実に「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードへ受け渡されていることが認められ、多数のチャンネルの計算結果を一本化しているという事実は認められない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（３）　燃料要素の破損位置、破損口の長さについて
原告らは、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価において、①燃料要素の破損位置を軸方向中央部からやや上部の位置に想定し、②燃料ピンの破損口の長さを五センチメートルと想定したのは恣意的で、不合理であり、破損位置は中央とし、破損口の長さは三〇センチメートルとすべきである旨主張する。
この点、申請者の実施した「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価のうち、本件原子炉施設にとって有効とされたものは、いずれも、燃料要素の破損位置を軸方向中央部からやや上部の位置に想定し、燃料要素の破損旧の長さを五センチメートルと想定たものであることは当事者間に争いがない。そして、乙ニ四の一（証人Ｐ２調書一）四五頁、四六頁、一一〇頁によれば、燃料要素の破損位置を軸方向中央部とすると出力はより大きくなること、燃料要素の破損口を長くすると同じく出力はより大きくなることが認められる。
しかし、①の燃料要素


の破損位置については、乙イ一八及び乙ニ四の一（証人Ｐ２調書一）一一二頁によれば、実験（ＣＡＢＲＩ試験）結果によれば、破損口の位置は、概ね燃料要素の高さの約○・六五（破損位置のフィッサイル下端からの高さ÷フイッサイル全長）の位置となったことが認められる。また、乙ニ四の一（証人Ｐ２調書一）一二〇頁には、燃料要素の燃料が溶融して燃料要素の内圧が上昇するとき、燃料被覆管は、材料強度の弱いところで破損するところ、材料強度は、一般的に温度が高くなるほど低下し、本件原子炉施設の被覆管の温度分布は軸方向の上の部位が高く、したがって、軸方向の上の部位の強度が弱いことから、内圧と燃料被覆管の強度との兼ね合いで、燃料ピンの高さの○・六ないし○・七の位置で破損することが合理的に説明できる旨の証言があり、右証言は合理的であり信用できる。もっとも、乙ニ四の二（証人Ｐ２調書二）二ないし四頁によれば、別の実験（ＴＲＥＡＴ―ＰＦＲ試験）結果においては、燃料ピンが軸方向中央で破損したものもあったことが認められるが、同書証の九頁には、ＣＡＢＲＩ実験の方が、定常運転状態から模擬している点で、ＴＲＥＡＴ―ＰＦＲよりも精度が高い旨の証言があることに照らすと、右実験結果の存在をもって、本件原子炉施設において燃料ピンが軸方向中央で破損する可能性があると認めることはできない。したがって、燃料ピンの破損位置を軸方向中央部からやや上部の位置とした解析条件に不合理な点はないというべきである。また、②の破損口の長さについては、乙ニ四の一（証人Ｐ２調書一）四○頁には、本件原子炉施設の炉心燃料要素は、直径六・五ミリメートル、炉心部の高さが九三センチメートルであるから、これが破損した瞬間に同時に三〇センチメートルにわたって穴が開くとは考え難い旨の証言があるところ、右証言は合理的であり信用することができる。また、他に燃料ピンの破損口の長さが瞬時に五センチメートルを超え得ることを認めるに足りる証拠はない。したがって、燃料ピンの破損口の長さを五センチメートルとした解析条件に不合理な点はないというべきである。なお、原告らは、燃料の破損態様については実験的検証が不十分であるこ旨主張するが、実験的検証が少ないか否かは多分に評価の分かれるところであって、右原告らの主張は被告が想定した燃料の破損態様に不合理な点があることを具体的に指
摘するも
のとはいえないし、右燃料の破損態様は右のとおり合理的根拠に裏付けられたものということができる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（４）　反応度投入率の算定について
原告らは、反応度投入率が一秒当たり三五ドルとされる根拠が不明であり、これよりも大きな反応度の投入が起こる旨主張する。
しかし、乙一六・〇―四―二〇頁によれば、右反応度投入率の一秒当たり三五ドルは、一次冷却材流量減少と反応度抑制機能喪失との重ね合わせ事象において、昀も厳しい結果を示す平衡炉心の燃焼末期に、ナトリウムの沸騰、燃料被覆管の溶融移動及び燃料のスランピングが生じた時点で即発臨界に達する時の反応度投入率であるが、右反応度投入率は「ＳＡＳ―３Ｄ」コードにより算出されたものであることが認められる。また、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・七五丁表）によれば、本件安全審査においては、右反応度投入率はその前提となる条件が厳しく設定されていること、燃焼度の異なる三つの状態の炉心（初装荷炉心の燃焼初期、平衡炉心の燃焼初期及び平衡炉心の燃焼末期）について比較して昀も厳しい結果を示した平衡炉心の燃焼末期での炉心状態を用いていること、使用されている計算コードは実験結果等に照らし妥当なものであることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（５）　炉心損傷後の昀大有効仕事量について
（イ）　原告らは、炉心損傷後の昀大有効仕事量を三八○メガジュールとする解析結果を過小評価である旨主張し、その根拠として、①申請者が行った同一事象についての別個の解析結果においては炉心損傷後の昀大有効仕事量は九九ニメガジュールとなったこと、②一九五六年にＨ・Ａ・べーテとＪ・Ｈ・テイトが提唱した解析モデル（いわゆる「べーテ・テイトモデル」）に基づいて計算すれば、本件原子炉施設の炉心崩壊における機械的エネルギーはＴＮＴ火薬に換算して少なくとも三〇〇キログラムの爆発に相当すること、③旧西ドイツの高速原型炉ＳＮＲ三〇〇において、炉心崩壊事故における機械的エネルギーについて、申請者の計算では昀高三七〇メガジュール（本件原子炉施設と同じく一気圧までの膨張に換算すると約九三〇メガジュール）とされていたのが、ブレーメン大学ドンデラー博士らのグループ
が、初期遷移過程で再


臨界に達した場合の機械的エネルギーを計算した結果、昀大の場合には八〇六メガジュール（一気圧までの膨張に換算すると二〇二一メガジュール）となり、申請者が計算した三七〇メガジュールの約二・二倍の数値となったことを指摘する。（ロ）　しかし、①については、原告らの指摘する申請者が行った別の解析結果は、燃料棒の破損口を三〇センチメートルとして解析したものであるところ、前記（３）のとおり、右想定は非現実的であり、また、乙イ一六の一、乙イ三二及び乙ニ四の一（証人Ｐ２調書一）三九ないし四二頁によれば、右解析は、単に「ＳＡＳ―３Ｄ」コードの特性とパラメータの影響度を把握することを目的として、物理的に合理的な範囲を超えて大きくハラメータを変更して解析したものであることが認められるから、右解析結果をもとに、本件原子炉施設において実際に九九ニメガジュールの機械的エネルギーが発生する可能性があるということはできない。②については、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・七六丁表ないし七七丁裏）によれば、原告らの指摘する「べーテ・テイトモデル」は、ＬＭＦＢＲの開発初期に、炉心崩壊に伴う機械的エネルギーの放出を簡便に評価するために作成された簡易モデルであること、このため、右モデルは、解析に当たり、単に炉心体積や熱出力の増加率のみによって炉心崩壊に伴う機械的エネルギーを算定するものにすぎず、炉心内の出力や温度の分布を考慮せず、ドップラ効果による負のフィードバック効果も無視する等極端な仮定を置いて評価する素朴なものであること、しかし、炉心崩壊に伴う機械的エネルギーの放出量は、単に炉心体積や熱出力の増加率のみによって的確に計算できるものではなく、炉心崩壊に伴う燃料被覆管の溶融と移動、炉内での燃料の態様、燃料とナトリウムの熱的な相互作用等多くの要因に基づいて計算されるものであるから、右モデルは、現在の科学的知見に照らして不合理であるというべきであること、右理論の提唱者ベーテ自身もこれを肯定していることが認めら
れる
③については、乙イ一九の一及び乙ニ四の一（証人Ｐ２調書一）七九ないし八五頁によれば、ドンデラーの計算に対しては、カールスルーエ研究所グループが、燃料集合体におけるオリフィス孔の存在あるいは閉塞の肘形成という明白な事実を無視したことによる数値的不安定（コードの不完全性）による結果であり、コードの
不完全さの
みを修正して再計算をしたところ、一桁小さい八○メガジュールという結論が出た旨批判していることが認められる。また、本件原子炉施設とＳＮＲ三〇〇はその構造が同一ではない。したがって、右計算結果から直ちに、本件原子炉施設における炉心崩壊事故においても同様の機械的エネルギーが発生するということはできない。また、セオファネスの結論も、直ちに本件原子炉施設における「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価に当てはまるものとはいえないし、これを認めるに足りる証拠もない。
（ハ）　また、乙イ一八、乙イ三二及び乙ニ四の一（証人Ｐ２調書一）七五ないし七八頁によれば、申請者は、本件許可処分後に、技術的知見の向上に伴い評価方法を改善し、評価にかかわる物理現象等の不確かさの低減を図った上で、再度二次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価を行ったこと（以下「新たな解析評価」という。）、右解析評価の結果、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」において発生する昀大の機械的エネルギーは、一気圧までの等エントロピー膨張による仕事量に換算して一一〇メガジュール、より詳細に物理現象に即した解析をし、原子炉容器等に作用する機械的エネルギーを炉心上部のナトリウムスラグ（ナトリウムの固まり）の運動エネルギーから求めた仕事量は二八メガジュールとなるとの結果が得られ、本件許可処分当時の昀大有効仕事量が低減されたことが認められる。
この点、原告らは、新たな解析評価は機械的エネルギーの発生を小さくする事象を大きく見積もった結果によるのであって、右解析結果以上の機械的エネルギーが発生しないとする根拠はない旨主張する。
しかし、右解析の過程に具体的に不合理な点があるとは認められないし、他に本件原子炉施設において右解析結果以上の機械的エネルギーが発生すると認めるに足りる証拠もない。
（二）　なお、原告らは、炉心崩壊事故の研究には実験データが少ないから、申請者が解析に用いた計算コードが妥当である保証はなく、これを使用して導かれた結論もそれが昀大値となる保証はない旨主張する。しかし、実験データが少ないか否かは多分に評価の分かれるところであって、右原告らの主張は計算コードに不合理な点があることを具体的に指摘するものとはいえないし、他に計算コードが不合理であることを窺わせるような証拠もない。
（ホ）　した
がって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（五）　再臨界事故について原告らは、本件原子炉施設においては、原子炉容器の破壊を伴い外部環境に壊滅的被害を与えるような再臨界事故が起こり得ると主張し、その根拠として、①炉心崩壊後に生じる塊状の堆積物（デブリ）の再集結による再臨界事故発生の可能性や、②昀初の爆発に続くナトリウムの蒸気爆発により燃料が再び密に集められ、再臨界事故に至るというＲ・Ｅ・ウェッブの考え方を指摘する。しかし、①のデブリの再集結については、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・七七丁裏ないし七九丁表）及び乙一六・一〇―四―二一頁によれば、本件安全審査においては、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」における本件原子炉施設の挙動の推移を評価した結果、溶融物質は原子炉容器内で分散し、昀終的には各種の構造物の上に堆積層（デブリベッド）となって再配置されるが、右デブリベッドは広範囲にかつ薄く堆積するので、未臨界状態を保つ形状が維持されることを確認したことが認められる。また、前記（（四）、（５））のとおり、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の新たな解析評価においては、昀も保守的なケースにおいては再臨界に至るものの、これにより発生する昀大の機械的エネルギーは、一気圧までの等エントロピー膨張による仕事量に換算して一一〇メガジュールであり、これをナトリウムスラグが遮へいプラグに衝突する直前の運動エネルギー（ＩＫＥ）に換算すると約一六メガジュールとなり、この程度の機械的エネルギーに対しては、一次系バウンダリ構造の健全性は余裕を持って保持されるとの結果が得られており、原子炉容器の破壊を伴うような再臨界が発生するとの結果は得られていない。したがって、本件原子炉施設において再臨界事故が発生する可能性があるとはいえない。


②のウェッブの考え方については、乙イ一五によれば、ドイツのカールスルー工原子力センターが、「ウェッブの仮説には計算上重大な誤りと非現実的な事故条件が含まれており、しかも彼のシナリオは物理条件を逸脱している。」としていることが認められるから、その合理性には疑問があるといえ、右考え方から直ちに本件原子炉施設において再臨界事故が発生する可能性があるということはできない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（六）　ポニーモータによ
る崩壊熱の除去について
原告らは、わずか八パーセントの流量しか持たないポニーモータによる冷却では崩壊熱を除去し得ないから、崩壊熱により重大な事故が起こり得る旨主張する。しかし、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・七二丁表ないし七四丁裏、七九丁裏、八○丁表）及び乙一六・一〇―四―二〇頁、二一頁によれば、本件安全審査においては、ポニーモータによる炉心の冷却を考慮しなくても、一次主冷却系、二次主冷却系及び補助冷却設備における各自然循環のみによって崩壊熱を除去するという前提条件で解析評価し、その結果、右崩壊熱を除去するに十分な除熱能力が確保され、これに二次主冷却系のポニーモータによる二ループの強制循環を仮定すれば、むしろ除熱能力はさらに大きくなり、崩壊熱を十分な余裕をもって除去できることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
七　蒸気発生器伝熱管破損事故について
原告らは、本件原子炉施設において、蒸気発生器伝熱管破損事故が発生するおそれがあり、また、その場合には、炉心にまで影響が及び、炉心溶融事故となる可能性があるから、本件安全審査は合理性を欠く旨主張する。そこで、以下、右原告らの主張について検討するが、まず、本件原子炉施設の蒸気発生器の概要、蒸気発生器伝熱管破損事故の意義、本件安全審査の内容（事故防止対策に係る安全性を確保するための安全設計、「事故」の解析）について検討した上で、原告らの主張に対して判断を示すことにする。
１　本件原子炉施設の蒸気発生器設備の概要
次の事実は当事者間に争いがない。
本件原子炉施設の蒸気発生器は、二次冷却材ナトリウムの熱を水・蒸気系に伝達する熱交換器であり、ナトリウムの熱によって水を蒸気（過熱蒸気）に変える蒸発器と、蒸発器で生成された蒸気（過熱蒸気）を更に過熱する過熱器とからなり、いずれも、外径約三メートルの胴部の中に、ヘリカルコイル（らせん）形の「伝熱管約一五〇本を内蔵する構造となっており、伝熱管の内部を被加熱体である水、蒸気が流れ、伝熱管の間を加熱体であるナトリウムが胴部の上部から下部へ下降し、伝熱管壁を介して熱交換が行われる。
蒸発器及び過熱器は、二次主冷却系三系統の系統ごとに各一基ずつ設置されており、蒸気発生器設備として、蒸発器及び過熱器のほか、ナトリウム・水反応生成物収納設備等が設置されており、また、蒸気発生器計装として、水漏えい検出設備等が設置されている。
２　事故の意義
蒸気発生器伝熱管破損事故とは、本件原子炉の出力運転中に、何らかの原因で蒸気発生器の伝熱管が破損し、大規模なナトリウム・水反応によって、当該蒸気発生器を有する二次主冷却系ループ内の圧力が過度に上昇した場合に、右の蒸気発生器を始め、当該蒸気発生器を有する二次主冷却系ループの中間熱交換器等が損傷するおそれのある事象である。
すなわち、蒸気発生器伝熱管が破損すると、圧力差によって水、蒸気がナトリウム中に漏えいしてナトリウム・水反応が生じ、次のように隣接する伝熱管等がその影響を受けるおそれがある。
（一）　水漏えい率（単位時間当たりの水漏えい量）が毎秒○・一グラム程度を下回る場合には、影響の及ぶ範囲は昀初の漏えい管自身に限定され、反応生成物によってリーク孔が塞がれてナトリウム・水反応が終止するか、リーク孔が腐食により拡大する。
（二）　水漏えい率が毎秒○・一グラム程度を上回る程度になると、ナトリウム中に噴出する水、蒸気が、高温で腐食性の噴出流（リークジェット）を形成し、リークジェットにさらされた隣接伝熱管が、主として腐食によって損耗、減肉し、破損に至るおそれが生ずるこのような現象を「ウェステージ（損耗）現象」といい、初期事象に引き続き、ウェステージ現象によって隣接伝熱管に破損が伝播し、右伝熱管が破損することを「ウェステージ型破損」又は「ウェステージ型二次破損」という。）
（三）　水漏えい率が毎秒一〇グラム程度以上になると、リークジェットが周囲の複数の隣接伝熱管に影響を及ぼすようになるため、伝熱管にウェステージ型破損が生じるおそれがある。
（四）　水漏えい率が毎秒約一キログラム程度を上回るようになると、隣接伝熱管にウェステージ型破損が発生するおそれがあるほか、ナトリウム・水反応によって生じる高温の反応熱のために伝熱管壁が過熱されて、伝熱管の機械的強度が低下し、伝熱管が内部の圧力によって急速に膨れて破裂する（この現象を「高温ラプチャ（破裂）現象」といい、高温ラプチャ現象によって隣接伝熱管が破損することを「高温ラプチャ型破損」という。）おそれが生じる。一般に、ウェステージ型破損よりも、高温ラプチャ型破損の方が、短時間に多数の伝熱管を破損させるおそれが高いとされる。
また、大量の水素ガスが発生して系内の圧力上昇が顕著となり、二次主冷却系各部や原子炉冷却材バウンダリである中間熱交換器伝熱管に圧力荷重を与えることから、機器の健全性が損なわれるおそれが生じる。
３　本件安全審査の内容
（一）　異常発生防止対策
乙一六・八―五―二頁、一〇―二―三七頁、一〇―三―六三頁、乙イ四三、乙ニ二の四（証人Ｐ９調書四）五八丁表、同裏及び乙ニ二の七（証人Ｐ９調書七）一三丁表ないし一六丁表によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設につき、蒸気発生器伝熱管からの水、蒸気の漏えいを防止するために、次の対策（異常発生防止対策）が講じられていることを確認したことが認められる。（１）　伝熱管の材料には、蒸発器、過熱器のそれぞれについて、その使用条件に適合する材料が使用される。
（２）　伝熱管の溶接部は、構造信頼性や欠陥検出性に優れた突き合わせ溶接継手構造とした上、全自動の電気溶接機で施工し、非破壊検査等の所定の検査を行う。（３）　伝熱管の腐食を防止するため、ナトリウム純度及び水質を管理するコールドトラップ、プラギング計、脱気器、復水脱塩装置等が設置される。
（二）　異常拡大防止対策（影響緩和対策）


乙一六・八―五―六頁、八―九―一五頁、一〇―二―三七頁、一〇―三―六二頁ないし六四頁及び乙イ四三によれば、本件安全審査においては、万一、蒸気発生器伝熱管が損傷し、水、蒸気の漏えいが発生した場合であっても、水、蒸気の漏えい規模が拡大したり、系内の圧力が顕著に上昇することを防止し、事象ないし事故を安全に終止させることができるように、次の影響緩和対策が講じられていることを確認したことが認められる。
（１）　設備等
（イ）　水・蒸気系と一次主冷却系との間には二次主冷却系が設けられる。（ロ）　様々な規模の水漏えいに対し早期にその発生を検知するための設備として、水素計、カバーガス圧力計及び圧力開放板開放検出器が設置される。（ハ）　大規模なナトリウム・水反応の影響を緩和するため、圧力開放板や反応生成物収納容器等から構成されるナトリウム・水反応生成物収納設備が設置される。
（２）　漏えいの検知等
微小な水、蒸気の漏えいが生じてナトリウム中水素濃度の上昇率が増加した場合には、ナトリウム中水素計の警報によって運転員が手動操作で水漏えい信号を発する。右上昇率が更に増加した場合には、自動的に水漏えい信号が発せられる。水、蒸気の漏えいが中規模以上である場合には、蒸発器カバーガス圧力計又は圧力開放板開放検出器により自動的に水漏えい信号が発せられる。
（３）　事象、事故の終止等
水漏えい信号が発せられると、漏えいの規模に関係なく、自動的に二次主冷却系循環ポンプ及び主給水ポンプの運転が停止し、蒸気発生器の水・蒸気側が遮断されると共に、水・蒸気系の高速ブロー系が作動して伝熱管内に保有する水、蒸気が急速にブロー（排出）され（過熱器及び蒸発器の隔離を含む右一連の動作を「蒸気発生器の緊急停止」という。）、ナトリウム・水反応は安全に終息する。また、原子炉は、右各ポンプの停止に伴う「二次主冷却系循環ポンプ回転数低」信号や「二次主冷却系流量低」信号によって緊急停止する。
蒸気発生器伝熱管から大規模な水、蒸気の漏えいが起こり、万一、ナトリウム・水反応により二次主冷却内の圧力が異常に上昇した場合には、蒸気発生器及び原子炉の各緊急停止に加え、圧力開放板が開放されて過度の圧力上昇を抑えると共に、右反応により生成した水素ガスやその他のナトリウム水反応生成物は反応生成物収納容器内に回収され、右水素ガスは分離されて燃焼処理される。
（三）　事故の解析評価
①　設計基準リークの想定
証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書一・四七表ないし五〇丁裏）、乙一六・一〇―三―六五頁及び乙イ四三によれば、申請者は、「蒸気発生器伝熱管破損事故」の解析評価において、評価の前提として、安全上余裕を持って想定すべき伝熱管の昀大水漏えい率（以下「設計基準リーク」という。）を設定したこと、水、蒸気がナトリウムに接した直後に発生する急峻な圧力パルス（初期スパイク圧）の評価の前提としては、伝熱管一本が瞬時に両端完全破断（いわゆるギロチン破断）した際の水漏えい率を、初期スパイク圧減衰後、事故終止まで持続する水素ガスの圧力（準定常圧）の評価の前提としては、水、蒸気の漏えいが周囲の伝熱管（隣接伝熱管）に影響を及ぼし、隣接伝熱管が二次的に破損するメカニズムとしては、ナトリウム中に水、蒸気が噴出して形成されるリークジェットによるウェステージ（損耗）型破損を前提として、伝熱管四本の両端完全破断に相当する水漏えい率を想定したことが認められる。
また、右各証拠によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針において、伝熱管の破損に対して十分な発生防止対策が取られていることに照らして、初期スパイク圧の評価の前提として伝熱管一本が瞬時に両端完全破断した際の水漏えい率を仮定することは、保守的な解析条件ということができ、妥当であると判断したこと、漏えいの位置についても、水漏えい率が昀大となる蒸発器の管束部の下部を破損位置としていることから妥当であると判断したことが認められる。
そして、右各証拠に加え、甲イ三八三によれば、本件安全審査においては、申請者等が行った実験結果等によると、一本の伝熱管の昀初の破損規模が伝熱管一本の昀大水漏えい率未満では右の破損伝播が生ずるが、その場合に初期に破損した伝熱管及びその周囲で破損した伝熱管の水漏えい率の合計は、昀大でも二本の伝熱管が完全破断して漏えいする水漏えい率を若干上回る程度であることなどから、準定常圧の評価の前提として伝熱管四本が同時に完全破断した場合に相当する水漏えい率を仮定することは、保守的な解析条件ということができ、妥当であると判断したことが認められる。
（２）解析結果
乙一六・一〇―三―六三ないし五頁によれば、本件安全審査においては、①蒸気発生器を流れる二次冷却材ナトリウムには放射性物質は含まれておらず、蒸気発生器は「二次主冷却系の各系統ごとに独立して設置されていることから、本件原子炉施設において、一系統の蒸気発生器設備に伝熱管の破損事故が万一発生したとしても、他の健全な二系統の蒸気発生器設備に影響が及ぶことや、その影響が炉心に影響に及ぶことはなく、周辺に放射性物質が異常に放出される危険のないことを確認したこと、また、②申請者が右の設計基準リーク（初期スパイク圧の評価の前提は伝熱管一本の両端完全破断に相当する水漏えい率、準定常圧の評価の前提は伝熱管四本の両端完全破断に相当する水漏えい率をそれぞれ想定している。）を前提に蒸気発生器伝熱管破損事故について解析評価し、事故は安全に終止し、また、これにより生じる初期スパイク圧及び準定常圧に対し、蒸気発生器、二次主冷却系の機器、配管及び中間熱交換器を含む原子炉冷却材バウンダリの健全性は保たれるという結論が得られたことについて、その妥当性を確認したことが認められる。
４　原告らの主張について
（１）　異常発生防止対策について
①　応力腐食割れ、腐食、脱炭、浸炭等による蒸気発生器伝熱管の損傷に対する防
止対策について
（イ）　原告らは
、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管は、応力腐食割れ、腐食、脱炭、浸炭などにより損傷する旨主張する。
（ａ）　応力腐食割れについては、弁論の全趣旨によれば、機器、配管に係る①材料の耐食性の低下、②腐食環境の存在、及び③過度の応力の存在という三つの要素が重畳したときに初めて生じるものであり、右各要素のうちの一つでも取り除くか、あるいは、右各要素を緩和ないし低減すれば、その発生を防止できることが認められる。


そして、乙一六・八―五―二頁、一〇―二―三七頁、乙イ四三及び乙ニ二の七（証人Ｐ９調書七）一三丁表、同裏によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の蒸気発生器（蒸発器及び過熱器）の伝熱管の材料として、使用条件に対する材料の特性を考慮し、水を蒸気に変える蒸発器の伝熱管には、水、蒸気の環境下で使用されることから応力腐食割れにも強いクロム・モリブデン鋼が、過熱器の伝熱管には、高温の過熱蒸気の環境下で使用されることから高温での強度に優れたオーステナイト系ステンレス鋼がそれぞれ使用されることを確認し、使用環境の要素についてみると、過熱器の伝熱管には、湿分を含まない過熱蒸気を流入させることとしていること、応力腐食割れの発生に深く関係する溶存酸素等が十分低減された水質に維持できるように脱気器等が設置されることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない（なお、ナトリウム中の酸素は、ナトリウムが化学的に活性であり、ナトリウムの化合物として存在するため、応力腐食割れの要因にはならない。）。そうすると、本件原子炉施設においては、右応力腐食割れの発生の原因となる三要素のうち、少なくとも①と②を取り除き、あるいはこれらを緩和ないし低減することができるといえるから、伝熱管の応力腐食割れの発生の可能性は極めて低いということができる。
（ｂ）　ナトリウムによる伝熱管の腐食についても、前記（第四、三、４、（一）、（２）、（イ））及び右（ａ）のとおり、本件安全審査においては、右腐食の原因となるナトリウム中の酸素等の不純物を適切に除去できるようにコールドトラツプが設けられること、脱気器や水中の不純物を取り除く復水脱塩装置等が設置されることを確認している。
したがって、本件原子炉施設においては、ナトリウムによる腐食による伝熱管の破損の可能性は極めて低いということができる。
（ｃ）　ナ
トリウム中での脱炭や浸炭については、前記（第四、三、４、（一）、（２）、（ロ））のとおり、本件原子炉施設の過熱器の伝熱管の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼と、蒸発器の伝熱管の材料であるクロム・モリブデン鋼とにおける活性炭素濃度の相違により、オーステナイト系ステンレス鋼は浸炭し、また、クロム・モリブデン鋼は脱炭される傾向にあることが認められる。しかし、本件安全審査においては、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管の材料には、蒸発器、過熱器のそれぞれについて、その使用条件に適合する材料が使用されることを確認している上、伝熱管の具体的な設計において、浸炭、脱炭による材料の強度低下を考慮した設計とすることは十分可能であるといえ、これに反する証拠はないから、浸炭、脱炭は、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針の合理性を左右するものではないというべきである。
（ｄ）　したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（２）　溶接時における残留応力、組立ての困難さについて原告らは、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管に採用されているヘリカルコイル型は、溶接時における残留応力が問題であると共に、伝熱管の組み立てが困難である旨主張する。
しかし、右原告らの主張する点は、いずれも機器の設計に関する事柄ではなく、製作に係る事柄であって、本件安全審査の対象となる本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関連しないものであるから、右主張は失当である。
（３）　溶接のたれ込みについて
原告らは、平成三年七月に本件原子炉施設の蒸発器伝熱管内で、伝熱管の傷の有無等を検査するために管内に挿入した探傷プローブが引っ掛かるという事象が発生したことから、右事象が発生した原因は伝熱管の溶接のたれ込みであり、このような溶接のたれ込み部分では腐食、振動、応力集中によって伝熱管が損傷するおそれがあり、また、申請者が右事象の対策として右プローブの保護カバーを削ったことにより、右プローブの探傷性能が低下した旨主張し、甲ニ二の一（証人Ｐ１０調書一）五三丁裏ないし五六丁表にはこれに沿う証言がある。しかし、右原告らの主張する点は、機器の設計に関する事柄ではなく、製作に係る事柄であって、本件安全審査の対象となる本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関連しないものであるから、右主張は失当である。
（４）　流
動不安定現象について
原告らは、本件蒸気発生器には流動不安定現象により安全性が確保できないと主張し、その根拠として、平成七年五月に本件原子炉施設が自動停止した事象について、右事象は、本件原子炉施設の蒸気発生器のように、ダウンカマー部（蒸気発生器内の流動しない静止ナトリウム中にある伝熱管の下降管）を有する蒸気発生器特有の流動不安定現象により発生したことを指摘し、甲イ一九〇にはこれに沿う記載がある。
しかし、甲イ二二三、乙イ四七・三・四・四―四頁、乙イ四八・三・四・四―三頁及び乙イ五一によれば、右事象は、水・蒸気系の流量等の制御回路の制御定数の設定が適切でなかったことによるものと判断されていることが認められ、本件原子炉施設の蒸気発生器にダウンカマー部が存在することによるものではないのであるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　異常拡大防止対策（影響緩和対策）について
（１）　水素計について
（イ）　原告らは、本件安全審査において水漏えい検出設備である水素計の設置箇所や機能が審査されていない旨主張する。
しかし、甲イ三〇二、乙一六・八―九―一五頁及び乙イ四三によれば、本件安全審査においては、二次主冷却系配管のナトリウム中の水素計については、毎秒約○・一グラム未満の微小な漏えいでも確実に検出し得るものであること、また、蒸気発生器カバーガス空間にも水素計が設けられることを確認したことが認められる。そして、これ以上の水素計の具体的な設置位置については、詳細設計が定まらなければ決定することができないものと認められるから、これを本件安全審査において審査しなかったことに不合理な点はないというべきである。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（ロ）　また、原告らは、本件原子炉施設のナトリウム中水素計による検出には限界があり、また、水漏えいの検知は原子炉トリップ信号と連動されておらず、水漏えい信号を発するためには運転員が操作しなければならず、右操作の遅れによって、重大な結果に至ることを未然に防止できない旨主張し、甲イ三八五にはこれに沿う記載がある。


しかし、右（イ）のとおり、本件原子炉施設のナトリウム中水素計は、毎秒約○・一グラム未満の微小な漏えいをも確実に検出し得るものである上、その性能については、申請者が実際にナトリウム中に微量の水ないし水素を注入する試験を行って確認したことが認められる。これに対し、甲ニ六の二（証人Ｐ１０調書五）七六ないし七八頁には、本件原子炉施設の水素計は、他の健全な伝熱管に破損が伝播する前に小、中規模の漏えいを検知することはできない旨の証言があるが、右証言には合理的な根拠が示されていないから、採用できない。そして、運転員の操作については、乙イ四三によれば、微小な漏えいの場合には、運転員が、水素計が発する警報に基づいて水漏えい信号を発するとされているが、漏えい規模が拡大して毎秒約○・一グラムを超える小、中規模の水漏えいとなった場合には、隣接伝熱管に破損が伝播するおそれが生じるので、水素計三基のうち二基がナトリウム中水素濃度の顕著な上昇を検知した時点、更には蒸発器カバーガス圧力計や圧力開放板検出器が検知した時点で、運転員が操作するまでもなく、自動的に水漏えい信号が発せられ、蒸気発生器及び原子炉の各緊急停止に至るとされていることが認められる。そうすると、微小な漏えいの場合には、運転員が水漏えい信号を発するとしても、前記（２、（一））のとおり、毎秒約○・一グラム未満の微小な漏えいの場合は直ちに隣接伝熱管に破損伝播が生じるものではなく、また、運転員が適切な措置を講じることなく漏えい規模が拡大して、毎秒約○・一グラムを超える小、中規模の水漏えいとなった場合には、運転員が操作するまでもなく、自動的に水漏えい信号が発せられ、蒸気発生器及び原子炉の各緊急停止に至るのであるから、運転員の水漏えい信号の操作遅れが重大な結果を招来する危険性を有しているということはできない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（ハ）　原告らは、本件原子炉施設のナトリウム中水素計は、その検出特性上、漏えい率が毎秒○・一グラムから毎秒一キログラムまでの範囲は、漏えいを検出するまでに数十秒を要するから、蒸気発生器の緊急停止が遅れる旨主張する。しかし、前記２のとおり、毎秒約○・一グラム未満の微小な漏えいの場合は直ちに隣接伝熱管に破損伝播が生じるものではない。毎秒○・一グラムから一キログラムの水漏えい率においては破損伝播の可能性が生じ、甲イ三八三及び乙イ八六によれば、この場合は水素計の検出時間は昀短約一分程度であることが認められるが、この程度の水漏えい率における破損伝播の拡大速度はそれほど大きくないから、こ
の時間内に多
大な破損伝播が生じるとはいえない。そして、毎秒一キログラム程度を上回る水漏えい率の場合は、乙イ四四によれば、水素計からの水漏えい信号よりも、カバーガス圧力計の信号や圧力開放板検出器の信号が早く発せられることが認められる。そうすると、水素計の検出時間の遅れにより、本件原子炉施設の緊急停止が遅れ、重大な事態が生じることは想定し難いというべきである。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（２）　ナトリウム・水反応による二次主冷却系配管の大口径破断等について原告らは、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管が破損した場合には、ナトリウム・水反応により、中間熱交換器の破壊、二次主冷却系配管の大口径破断等が生じる旨主張する。
しかし、乙一六・一〇―三―六二ないし六四頁及び乙イ四三によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設において万一蒸気発生器の伝熱管から二次主冷却系内の圧力が顕著に上昇するような大規模な水漏えいが発生した場合には、二次主冷却系の各系統ごとに設置されたナトリウム・水反応による生成物を収納する反応生成物収納容器設備へと続く圧力開放板が破れ、二次主冷却系内の圧力を逃がして二次主冷却系内の過度の圧力上昇を防止すると共に、圧力開放板の開放を検出した信号によって、自動的に、主給水ポンプの停止、伝熱管内に残留した水、蒸気の急速ブローが行われる結果、ナトリウム・水反応は終止し、また、各ポンプの停止に伴い、「二次主冷却系循環ポンプ回転数低」信号、「二次主冷却系流量低」信号によって原子炉が自動停止することを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、本件原子炉施設においては、蒸気発生器の伝熱管の破損によるナトリウム・水反応により二次主冷却系配管の大口径破断等が生じることは想定し難く、原告らのこの点ついての主張は理由がない。
（三）　事故の解析評価について
（一）　設計基準リークについて
原告らは、「蒸気発生器伝熱管破損事故」に係る解析評価の解析条件のうち、初期スパイク圧の評価の前提として、伝熱管一本が瞬時に両端完全破断することを仮定したこと、準定常圧の評価の前提として、伝熱管四本が同時に両端完全破断した場合に相当する水漏えい率を仮定したことは、いずれも恣意的で合理性がなく、これ以上の事故が発生する旨主張する。そして、その根拠として、英国のＰＦＲの事故において高温ラプチャ型破損（以下「高温ラプチャ」という。）により四〇本の伝熱管が破損したこと、海外の加圧水型原子炉の蒸気発生器伝熱管破損事故の解析の前提条件等を挙げるので、以下検討する。
（イ）　高温ラプチャの発生について
（ａ）　伝熱管破損伝播試験について


原告らは、申請者がＳＷＡＴ―３を用いて行った伝熱管破損伝播試験について、本件原子炉施設の定格出力時の蒸発器を模擬したＲＵＮ―１６やＲＵＮ―１９において、伝熱管が高温ラプチャによって破損したことを挙げ、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管が高温ラプチャによって破損する可能性が高い旨主張する。（い）　この点、乙イ四三及び乙イ四四によれば、次の事実が認められる。①　申請者は、昭和五六年、本件原子炉施設の定格出力時の蒸発器を模擬して伝熱管破損伝播試験ＲＵＮ―１６を行ったが、右試験においては、初期水リーク率を毎秒二・二キログラムとし、リークジェットのターゲットとなる伝熱管（ターゲット管）としては、ターゲット管の破損による水漏えい率の拡大を模擬するための静止水管（水、蒸気の流動がないようにした伝熱管）と、伝熱管内部の圧力条件を模擬するためのガス加圧管（水、蒸気の代わりに窒素ガスを充填した伝熱管）とを用いた（この点で、いずれのターゲット管も実際の本件原子炉施設の条件を模擬したものではない。）。その結果、静止水管六本のうち一本が、また、ガス加圧管四八本のうち二四本が、それぞれ高温ラプチャによって破損するという結果が得られた。②　一方、申請者は、昭和五七年、本件原子炉施設の三〇パーセント負荷時の蒸発器を模擬して伝熱管破損伝播試験ＲＵＮ―１７を行ったが、右試験においては、初期水リーク率を毎秒一・四六キログラムとし、ターゲット管としては、ガス加圧管五九本のほか、流水管（水、蒸気を流動させている点、本件原子炉施設の蒸気発生器伝熱管の水・蒸気側の流動条件を模擬した伝熱管）四本を用いた。その結果、ガス加圧管、流水管とも破損は生じなかった。
③　そして、申請者は、昭和六〇年、本件原子炉施設の蒸発器の伝熱管内の冷却効果等の条件を可能な限り模擬したＲＵＮ―１９を行ったが、右試験においては、初期水リーク率（一次リーク平均注水率）を毎秒一・八五キログラムとし、ターゲット管としては、流水管三本及びガス加圧管一五本をを用いた。その結果、ガス加圧管は五本が高温ラプチヤによって破損したものの、流水管は破損しなかった。（ろ）　右認定の各試験の結果によれば、高温ラプチャによって破損したターゲット管は、いずれも本件原子炉施設の水、蒸気の流動条件を模擬していない静止水管及びガス加圧管であって、本件原子炉施設の水、蒸気の流動条件を模擬した流水管は全く破損していない。そうすると、右各試験結果から、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管が高温ラプチャによって破損する可能性が高いということはできず、かえって、高温ラプチャによる破損は想定し難いということができる。（は）　これに対して、原告らは、申請者がＳＷＡＴ―３を用いて行った伝熱管破損伝播試験ＲＵＮ―１９は、ＲＵＮ―１６と比べて、伝熱管内の冷却効果の条件（水側条件）だけでなく、初期水リーク率、注水時間及び注水量に関する試験条件を切り下げているから、試験条件が保守的でなく、これをもって本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管が高温ラプチャによって破損しないとはいえない旨主張する。しかし、甲イ四四三によれば、申請者は、ＲＵＮ―１９において、本件原子炉施設の蒸気発生器伝熱管において高温ラプチャが発生しないことを念のため昀終的に確認するために行うこととし、この目的に照らし、本件原子炉施設の蒸発器の各種条件を可能な限り模擬する実験を行うこととしたことが認められる。また、ＲＵＮ―１９とＲＵＮ―１６を比較すると、初期水リーク率については、ＲＵＮ―１９は一・八五キログラム毎秒、ＲＵＮ―１６は二・二キログラム毎秒であり、ＲＵＮ―１９均の方が小さい。しかし、乙イ四四によれば、ＲＵＮ―１９における右初期リーク率は、ＲＵＮ―１６及びそれ以前に実施したＲＵＮ―１５までの試験結果を総合的に検討した結果、ガス加圧管等で観察された高温ラプチャは、水リーク率が二キログラム毎秒前後の場合に発生すると考えられることから設定されたものであることが認められ、ＲＵＮ―１９の一・八五キログラム毎秒が、ＲＵＮ―１６の二・二キログラム毎秒よりも保守的でないということはできない。次に、注水時間については、ＲＵＮ―１９の三二秒に対し、ＲＵＮ―１６は六〇秒であり、ＲＵＮ―１９の方が短い。しかし、乙イ四四によれば、ＲＵＮ―１６とＲＵＮ―１９においてガス加圧管が高温ラプチャによって破損するに至るまでに要
した昀小時間は、それぞれ約一二
秒及び一三秒とほぼ同一時間となっていること、ナトリウム・水反応の反応熱によるナトリウム温度の上昇やそれに伴うナトリウム伝熱管内の温度及び応力の状態は、初期水漏えい開始後約一〇秒もあれば安定することが認められるから、カバーガス圧力計が水漏えいの検出に要する時間約一〇秒（乙イ四四によって認められる。）を考慮しても、水リーク率が二キログラム毎秒前後の場合においては、注水開始から三〇秒程度水漏えいが継続すれば、高温ラプチャ発生の有無を確認する上で何ら支障となるものではないということができる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（に）　また、原告らは、ＳＷＡＴ―３による各試験について、ナトリウム圧力が模擬されていない点で誤りがある旨主張し、甲ニ二の二（証人Ｐ１０調書二）一一丁裏、一二丁表及び甲ニ六の一（証人Ｐ１０調書四）八二頁、八三丁頁にはこれに沿う証言がある。
しかし、乙イ四三によれば、右各試験においては、ナトリウム圧力は、本件原子炉施設で実際に圧力開放板が破裂して圧力を開放する際の作動圧力を含めて模擬されたことが認められるから、右主張は失当である。
（ｂ）　隔離、ブローの失敗等について
原告らは、水・蒸気系の隔離後にブローが行われたり、ブローに失敗したり、更には隔離とブローが双方とも失敗したりした場合には、水、蒸気の流動が失われることから、蒸気発生器伝熱管が高温ラプチャによって多数破損する旨主張し、その根拠として、美浜原子力発電所二号炉で平成三年二月九日に発生した蒸気発生器伝熱管破損事故において伝熱管の破断と加圧器の逃し弁の不作動という多重故障が生じたことを指摘する。


しかし、乙イ四三及び乙イ四四によれば、本件原子炉施設の蒸気発生器は、高速ブロー系の放出弁が水・蒸気系の蒸気発生器の隔離に先立って開放されるように設定されていることが認められるから、水、蒸気のブロー操作時に伝熱管内の水、蒸気の流動が完全に停止することは想定し難く、他にブローに失敗したり、更には隔離とブローが双方とも失敗する可能性があると認めるに足りる証拠はない。原告らの指摘する美浜原子力発電所の事故については、右事故に係る通商産業省及び原子力安全委員会の調査報告書（甲イ一一八）において、加圧器逃し弁が作動しなかった原因は右弁が空気を供給することにより開く方式であったところ、定期検査の際
に、右
弁に空気を供給する系統の元弁を誤って閉止したために、右弁を開くために必要な空気が供給されなかったことにあるとされており、右は設計上の問題に起因するものではなく、運転管理上の問題に起因するものであったことが明らかである。そうすると、右事故は、原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針と関連するものではなく、本件原子炉施設において多重故障が起こることの根拠となるものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（ｃ）　ドイツのインターアトム社の伝熱管破損伝播試験について原告らは、ドイツのインターアトム社の伝熱管破損伝播試験において、水流動のある伝熱管（流水管）でも高温ラプチャが発生したことから、伝熱管内部の水、蒸気の流動が失われなくても、高温ラプチャが発生する旨主張する。しかし、甲イ四四三及び乙イ四四によれば、インターアトム社が試験に用いた三種類のターゲット管は、外径が二六・九ミリメートル、一七・二ミリメートル及び二五ミリメートルの細径管であること、他方、本件原子炉施設蒸発器伝熱管やＳＷＡＴ―３を用いた試験（以下「ＳＷＡＴ試験」という。）のターゲット管は、外径が三一・八ミリメートルの太径管であることが認められる。そうすると、右インターアトム社の実験は、本件原子炉施設蒸発器伝熱管を模擬したものではないというべきであり、右試験結果から、本件原子炉施設蒸気発生器伝熱管において、高温ラプチャが発生する具体的可能性があるということはできない。また、いわゆるラプチャ（破裂）型破損には、短時間に伝熱管の機械的強度が低下して破裂に至る典型的な高温ラプチャのほか、隣接伝熱管が比較的長時間にわたってリークジェットを受けて伝熱管にウェステージ（損耗、肉厚減少、減肉）が生じ、右伝熱管の機械的強度自体が低下して起こるウェステージ先行型ラプチャがある。そして、インターアトム社の実験については、①前記のとおり、本件原子炉施設の蒸発器伝熱管やＳＷＡＴ試験のターゲット管が太径管（外径三一・八ミリメートル）であるのに対して、インターアトム社が試験に用いた三種類のターゲット管はいずれも細径管（二六・九ミリメートル、一七・二ミリメートル、二五ミリメートル）であるから、インターアトム社の各ターゲット管は、本件原子炉施設の蒸発器伝熱管やＳＷＡＴ試験に比べて、伝熱管全体がリークジェットに包まれ全面的に反応熱によって加熱されやすく、ウェステージ先行型の高温ラプチャが発生しやすい条件下にあったこと、②乙イ八六によれば、インターアトム社が行った伝熱管破損伝播試験のうち、ターゲット管として、本件原子炉施設の蒸発器と同様の材料が用いられ、かつ、流水管が用いられたテスト（ＶＥＲＳＵＣＨ）３、同４及び同７の三回の各試験のいずれにおいても、水リーク率毎秒約六〇ないし一七五グラムにおいて、約二〇ないし五〇秒前後にわたり水リークが継続した後、流水管が破裂していること（この場合、当初の水リークによって伝熱管が相当程度減肉したと考えられるから、このような条件下でウェステージ先行型の高温ラプチヤが発生したことは十分にありうる。）、③乙イ八六・三二〇頁の写真によれば、テスト７においては、冷却効果のある流水管は外形が大きく膨れていないのに対し、冷却効果のないガス加圧管は大きく開口して破損しており、前者はウェステージ先行型のラプチャをしたのに対して、後者は典型的な高温ラプチャ型破損をしたことがそれぞれ認められる。
そうすると、インターアトム社の伝熱管破損伝播試験において見られた流水管の破損は、典型的な高温ラプチャとは異なると解されるから、この点からみても、右試験結果から、本件原子炉施設の蒸気発生器伝熱管において、高温ラプチャが発生する具体的可能性があるということはできない。
（ｄ）　ＰＦＲ事故について
原告らは、昭和六二年二月に、英国の高速増殖原型炉ＰＦＲにおいて蒸気発生器伝熱管が四〇本破損した事故（以下「ＰＦＲ事故」という。）が発生したことから、本件原子炉施設においても右事故と同様に高温ラプチャにより伝熱管が多数破損する事故が発生する可能性がある旨主張し、甲イ三八五にはこれに沿う記載がある。
そこで、以下、右事故の発生及び拡大の原因について検討し、本件原子炉施設において同様の事故が発生する可能性があるか否かを検討する。
（い）　事故発生及び拡大の原因
ＰＦＲ事故については、①甲イ二一二及び甲イ六一によれば、過熱器内の内筒（六枚の曲板の端を溶接せずに重ね合わせて円筒状に組み上げたもの）の隙間から漏えい流が生じ、これによって周辺の伝熱管が振動して内筒と擦れ、フレツティング摩耗によって一三本の伝熱管に減肉が生じ、右減肉と振動による疲労とによって
一本の伝熱管に亀裂が入って蒸気の漏えいが始まり（
初期事象）、その影響によって、やはり減肉、疲労していた他の伝熱管に破損が伝播して（二次破損）事故が拡大したこと、②甲イ一二五及び甲イ二一二によれば、事故当時、ナトリウム中水素系が自動トリップ機能から取り外されており、更に、事故を起こしたループの水素計自体がその一時間前に全数故障していたため、漏えいを早期に検知することができなかったこと、③乙イ四三及び乙イ四四によれば、ＰＦＲの過熱器には蒸気を短時間で排出する高速ブロー系が設置されておらず、ブロー弁が作動を開始してから完全に開き終わるまでに約二三秒を要するような低速ブロー系しか設置されていなかったため、蒸気発生器の緊急停止によって蒸気の流動が停止してその冷却効果が失われたにもかかわらず、低速ブロー系による減圧が速やかに開始されず、当初の一五秒間はほとんど減圧しなかったことから、多数の伝熱管が過熱して高温ラプチャが発生し、事故が拡大したことがそれぞれ認められる。
（ろ）　本件原子炉施設との関係


ＰＦＲ事故の初期事象の原因は、右のとおり、過熱器の内筒が重ね合わせ構造であったこと及び内筒がナトリウムの流路であったために漏えい流が生じたことにあるが、これに対し、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書・一・五二丁表ないし五三丁裏）、甲イ六一、乙イ四三及び乙イ四四によれば、本件原子炉施設の蒸気発生器の内筒は、これとは異なる溶接による一体構造であって、ナトリウムの漏えい流が生じることはないこと、また、ナトリウムの流路を形成するものでもないため、運転時でもナトリウムは流動せず、仮に内筒に孔が開いたとしても、管束側に漏れ出す力が働くことはないことが認められる。
また、事故拡大の原因については、乙イ四三及び乙イ四四によれば、本件原子炉施設においては、ナトリウム中水素計を自動トリップ機能から取り外すことは設計上予定されていないこと、蒸発器、過熱器のいずれにも高速ブロー系が設置されており、高速ブロー系のブロー弁が水・蒸気系の隔離に先立って開放されるように設定されていることから、水、蒸気のブロー操作時に伝熱管内の水、蒸気の流動が完全に停止することはないことが認められる。
したがって、本件原子炉施設において、ＰＦＲ事故と同様の事故が発生することは想定し難いというべきである。
（は）　原告らの主張について
①　原告らは、高速ブロー系は高温ラプチャ型破損を防止するのに有効でない旨主張し、その根拠として、ＰＦＲ事故後に開催された平成元年の日英専門家会議の際、英国専門家が、①ＰＦＲでは、当初高速ブロー系が設置されていたが、有効でないという理由で取り外されていた旨発言したこと、②高速ブロー系があれば、破損伝熱管は一〇本は減少した旨発言したこと、③ＰＦＲ事故では、破損孔からのリーク量が大きいので、高速ブロー系の効果は大きくないかもしれない旨発言したことを指摘する。
しかし、①の点については、乙イ四四によれば、ＰＦＲにおいては、事故後、調査結果を踏まえて高速ブロー系の重要性が認識され、再びこれが設置されたことが認められるから、事故前に取り外されていたことをもって、高速ブロー系が有効でないということはできない。
②の発言については、乙イ四四によれば、ＰＦＲ事故の原因調査を担当した英国ＡＥＡ社の技術者が、仮に過熱器に高速ブロー系が設置されていたならば、破損したのはフレッティングを受けていた初期漏えい管と他の伝熱管三本に止まっていたであろうと発言していることが認められる。これに照らせば、右発言を高速ブロー系が設置されていてもなお高温ラプチャが生じるという趣旨に解することはできないというべきである。
③の発言についても、ＰＦＲ事故においては多数の伝熱管が破損したことから、多数の伝熱管が破損した後は破損孔からのリーク量が大きいため、減圧の効果は大きくないかもしれない旨を述べたものと解することができ、ＰＦＲ事故時の状況を離れて、一般的に、高速ブロー系の本来的な減圧機能や高温ラプチャの発生防止機能に占める効果が大きくないとする趣旨と解することはできない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。②　原告らは、ＰＦＲ事故の際、蒸気発生器が緊急停止した一〇秒後に、過熱器伝熱管内の蒸気圧力は七気圧に低下しており、ＰＦＲの蒸気発生器の低速ブロー系は、本件原子炉施設の蒸気発生器の高速ブロー系の能力と同程度であるから、本件原子炉施設においても高温ラプチャが発生するおそれがある旨主張する。この点、甲イ二一二及び乙イ四四によれば、ＰＦＲ事故においては、蒸気発生器が緊急停止した一〇秒後には蒸気圧力が七気圧まで低下したことが認められ、甲イ二一二・二は「自動的な防護動作は、わずか一〇秒の間で有効に完了した。」旨の記載があることが認められる。しかし、乙イ四四によ
れば、ＰＦＲの過熱器の低速ブロー系は、トリップ信号発報後の昀初の一五秒間はほとんどブローできないことが認められ、右証拠は、甲イ二一二の記載を踏まえた上で申請者が英国ＡＥＡにした照会に対する回答であるから、これに照らせば、甲イニ一二の右記載は誤りであると解される。したがって、右の減圧は、原告らが主張するように、低速ブロー系が作動したことによるものではなく、むしろ、甲イ一二五の一及び乙イ四四にあるとおり、低速ブロー系の作動が間に合わなかったことから高温ラプチヤに至り、その破損口から蒸気が過熱器のナトリウム側に漏出したことによるものと解するのが自然である。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（に）　なお、甲イ二一二及び乙イ四四によれば、ＰＦＲ事故では四〇本の過熱器伝熱管が破損したが、これによる水漏えい率は、蒸発器伝熱管一本を想定したＰＦＲの設計基準リークを下回る上、本件原子炉施設の準定常圧の設計基準リークをも下回るものであったことが認められる。したがって、この点からみても、ＰＦＲ事故は、本件安全審査の合理性を左右するものではないというべきである。（ｅ）　安全総点検の結果について原告らは、申請者が平成八年から九年にかけて実施した本件原子炉施設の安全総点検の結果において、蒸気発生器伝熱管の構造健全性評価手法等の検証を行うとしたことは、本件原子炉施設において高温ラプチャの発生するおそれがあることを示すものである旨主張する。この点、乙イ四四及び乙イ四七・三・四・五―二頁、六頁によれば、確かに、安全総点検の結果報告書には、蒸発器のブロー動作中に安全裕度が少なくなる場合があり、構造健全性評価手法を整備する必要がある旨記載されていることが認められる。
しかし、乙イ四三、乙イ四四及び乙イ四七・三―二・四・三―六頁によれば、安全総点検における右の指摘は、本件原子炉施設の蒸発器伝熱管の材料であるクロム・モリブデン鋼について、高温ラプチャ型破損の評価に必要な急速破損時の強度データが不足していたため、いわば簡易な手法として、比較的緩慢なひずみ速度による引張試験で得られた強度データを補正して解析を行った結果、安全裕度が少ない場合があるとされたことから、右クロム・モリブデン鋼の急速破損時の強度データを取得し、計算コード等の信頼性を確認した上で、再度評価を行う必要がある旨
等を述べ
たものであることが認められるから、右は、直ちに本件原子炉施設の蒸気発生器において、高温ラプチャ型破損が生じるおそれがあるとするものではないと解される。


また、乙イ四三及び乙イ四四によれば、申請者は、右安全総点検における指摘を踏まえ、クロム・モリブデン鋼の伝熱管について種々の強度データを採取し、構造健全性評価手法の改定や高温強度基準値の策定、さらに解析コードの検証等の検証を行い、これら昀新の知見に基づいて、本件原子炉施設の過熱器及び蒸発器について再評価をした結果、いずれもすべての運転条件において高温ラプチャ型破損が発生する条件とはならない旨の結論を得たことが認められる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ロ）周辺の伝熱管の損傷について
原告らは、美浜原子力発電所二号炉で平成三年二月九日に発生した蒸気発生器伝熱管破損事故や前記ＰＦＲ事故を根拠として、一本の伝熱管が破損した場合には、その周辺の伝熱管においても同一の原因で破損に至るような損傷が進んでいる旨主張する。
しかし、右美浜発電所二号炉の事故の原因については、右事故に係る通商産業省及び原子力安全委員会の調査報告書（甲イ一一八）において、伝熱管の振動を防止するために設置されていた「振止め金具の施工が設計どおりであれば伝熱管破断及び周辺管の磨耗は発生しなかったと判断する。」とされており、それが、設計上の問題ではなく、施工上の問題に起因するものであったことが明らかにされている。したがって、右事故は、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関連するものではなく、本件安全審査の合理性を左右するものではない。また、前記（（イ）、（ｄ）、（い）及び同（ろ））のとおり、ＰＦＲの事故の原因は、過熱器の内筒の曲板を重ね合わせた隙間からナトリウムが漏れ、漏れたナトリウムの流れによって伝熱管が振動し、内筒と擦れて磨耗し、減肉するというフレッテイング現象が起きたことにあり、内筒の構造に設計上問題があったことにあることが認められるところ、本件原子炉施設の蒸気発生器の内筒は、ＰＦＲのような重ね合わせの構造ではなく、円筒形の一体構造であり、ナトリウムの漏えい流が生じることはないし、また、ナトリウムは流動せず、仮に内筒に孔が開いたとしても、管束内に漏れ出す力は働かない。したがって、ＰＦＲ事故が発生した事実か
ら、本件原子炉
施設の蒸気発生器において同様の事故が起こるということはできないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ハ）　ＢＮ１三五〇の蒸気発生器事故について
原告らは、一九七三（昭和四八）年に、旧ソ連の高速増殖原型炉ＢＮ―三五〇で発生した蒸気発生器伝熱管からの水漏えい事故を挙げて、本件原子炉施設の蒸気発生器の安全性は確保されない旨主張する。
しかし、甲イ五七によれば、右事故は、伝熱管下部の、キヤツプを用いた溶接方法によって溶接した部位の欠陥により生じたことが認められるところ、前記（３、（一）、（２））のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の蒸気発生器伝熱管は構造信頼性や欠陥検出性に優れた、伝熱管同９士を突き合わせて自動溶接する構造とされていることを確認している。したがって、本件原子炉施設において右事故と同様の事故が起こることは想定し難いから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ニ）　海外の軽水炉の設計基準事故の見直しについて原告らは、近年、海外では軽水炉の蒸気発生器細管の破断事故の事故評価が厳しい方向で見直されていることからすれば、本件原子炉の事故想定は不十分である旨主張する。すなわち、原告らは、①アメリカでは、原子力規制委員会が報告ＮＵＲＥＧ―〇八四四において、蒸気発生器伝熱管破損のリスク評価と伝熱管の健全性の問題を取り上げており、その中で、設計基準事象の再評価に関して、複数本の破断及び主蒸気管の破断事象との組合せを今後の継続検討課題としていること、②フランスでは、二本破断を状態四（一万炉年から一〇〇万炉年に一回程度の発生頻度の事象）として想定していること、③ドイツでは、「主蒸気管破断と蒸気発生器伝熱管破損」「蒸気発生器伝熱管破損と主蒸気安全弁開固着」の複合事象の解析が行われていることを指摘する。
しかし、軽水炉の蒸気発生器と本件原子炉施設のそれとは、構造材の使用条件や冷却材等が全く異なっている。したがって、本件安全審査において設定された前提条件が海外の軽水炉の「蒸気発生器伝熱管破損事故」の解析評価の前提条件と異なることをもって、直ちに本件解析評価の前提条件が不当であるということはできないから、原告らの主張は失当である。
（２）　主蒸気止め弁の開固着又は主蒸気管破断について原告らは、加圧水型軽水炉では、事故想定に際し、主蒸気止め弁の開固着又は主蒸気管破断をも併せて想定しているのに、本件安全審査においてこれを想定していないのは不合理である旨主張し、甲イ一九〇にはこれに沿う記載がある。この点について、甲イ一一五によれば、加圧水型軽水炉において、蒸気発生器の事故を評価するに当たって主蒸気止め弁の開固着や主蒸気管破断の想定を重ね合わせているのは、加圧水型軽水炉では、蒸気発生器伝熱管を境界として、放射性物質を含む冷却系（一次冷却水）と放射性物質を含まない水・蒸気系（二次冷却水）とが接していることから、環境への放射性物質の影響を評価する目的によるものであることが認められる。
しかし、本件原子炉施設の蒸気発生器において、伝熱管を境界として接する二次冷却材ナトリウムと水、蒸気とは、いずれも放射性物質を含まないから、右目的での事故想定が必要とは解されない。
また、仮に加圧水型軽水炉のように主蒸気止め弁の開固着や主蒸気管破断の想定を重ね合わせたとすれば、高速ブロー系の効果が高まり、ナトリウム・水反応はより早期に終止するものと解されるから、この点でも、右事故想定をしていないことは、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
５　小括
以上からすれば、本件原子炉施設の蒸気発生器伝熱管破損事故の発生防止対策に係る安全設計及び同事故の解析評価についての本件安全審査における調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの看過し難い過誤、欠落があるとは認められないというべきである。
八　本件ナトリウム漏えい事故について
原告らは、平成七年一二月六日に本件原子炉施設において発生した二次冷却材ナトリウム漏えい事故（以下「本件事故」という。）によって、本件安全審査の合理性は失われた旨主張する。そこで、以下、本件事故の概要及び原因を認定した上で、右事故と本件安全審査との関係について判断を示すことにする。
１　本件事故の概要
（一）　事故の発生状況


本件事故は、二次主冷却系のＣループにおいて、中間熱交換器出口側の配管に取り付けられていた温度計（以下「本件温度計」という。）が、さや段付部で折損し、右折損部からさや太管部及びニップル部を経て、二次冷却材が、温度計コネクタ部分から原子炉補助建物地下一階にある二次主冷却系配管室（Ｃ）（以下「本件配管室」という。）内に漏えいしたものである。
（二）　事
故の結果
（１）　機器の損傷等乙イ九・四―一ないし一四頁及び乙イ一〇・Ｉ―三―一一ないし一三頁、同Ⅱ―二―二、三頁によれば、次のとおりと認められる。本件事故により約○・七トン（二次主冷却系Ｃループ内にあるナトリウム量全体（約二八○トン）の約○・三パーセント）のナトリウムが漏えいし、漏えいしたナトリウムにより、本件温度計直下に配置されていた換気ダクト、グレーチング（保守用足場）及び床ライナが損傷を受け、近傍の壁面コンクリートも影響を受けた。すなわち、①換気ダクトについては、漏えい箇所の直下に当たる換気ダクト吸入口近傍に、幅約三〇センチメートル、円周に沿つた長さ約八○センチメートル程度の欠損部が生じ、欠損部周辺に高さ約一一五センチメートル程度のナトリウム化合物が堆積し（加熱温度は、昀高で八○○℃と推定されている。）、②グレーチングについては、漏えい箇所の直下に当たるグレーチングに、昀大で幅約四二センチメートル、長さ約三九センチメートルの半楕円状の欠損部が生じ、欠損部分周辺に高さ一五センチメートル程度のナトリウム化合物が堆積し（加熱温度は、昀高で一一五〇℃と推定されている。）、③床ライナについては、床ライナ上に漏えいしたナトリウムと本件配管室内の雰囲気中の酸素等が化合して生成されたナトリウム化合物が堆積し、漏えい箇所の直下では、局所的に○・五ないし一・五ミリメートル程度の板厚減少が観察されたが、貫通するに至った部分はなく、漏えい箇所の近傍でも、ほとんどの場所で六ミリメートル以上の板厚が計測され（加熱温度は、昀高で七五〇℃と推定されている。）、④壁面コンクリートについては、ナトリウム漏えいが発生した箇所近傍の原子炉補助建物壁面コンクリートの一部（約四・五平方メートル）に深さ一ミリメートル程度の黒灰色の変色が生じたが、その影響は表層部にとどまり、ナトリウムとコンクリートの反応生成物は検出されず、構造耐力、遮へい性能への影響はないものと判断された。
また、本件事故の際に漏えいしたナトリウムは、本件配管室内の雰囲気中の酸素等と化合してナトリウム化合物を生成し、一部は前述のとおり本件配管室内に堆積したが、一部は本件配管室内の雰囲気中にナトリウム・エアロゾル（粒径数ミクロンからマクロン以下の微粒子状のナトリウム化合物）となって浮遊し、その一部は
本件温度計直下に配置されている換気ダクトへ
吸入され、屋上の排気ガラリから環境に放出されたが、更にその部が右排気ガラリの近傍に設置されていたＣ系空気取入口から再び原子炉補助建物内のＣループ系各室に吸入され、Ｃループ系各室周辺（原子炉補助建物床面積の約一〇・五パーセントに当たる約五五八○平方メートルの範囲）に拡散されたが、一部のナトリウム漏えい検出器及び換気装置を除いて機器・電気計装品及び制御盤類の機能に支障が生じた事実はなかったことが確認されている。
（２）　環境に対する影響
甲イ二四三及び乙イ九・四―二五ないし三一頁、一〇六頁によれば、次のとおりと認められる。
（イ）　放射性物質の放出二次冷却材には炉心で生成されて移行したトリチウムを除いて、放射性物質を含んでいないため、放射性物質の炉外への放出量は、トリチウム四×一〇の七乗ベクレルと推定されており、これは、原子力発電所から平常時に放出されるトリチウム量（気体廃棄物）と比べても十分に小さい値であった。また、本件事故の際の放射線モニタ等の指示値は、通常のバックグラウンドレベル（自然に存在する量）であり、本件事故の前後において、本件原子炉施設の敷地内外の環境監視設備で採取した空気中浮遊じん、ガス状物質、雨水などの降下物等の環境試料の計測値は、本件事故前までに確認されている実測値の範囲内であった。また、本件事故によって発生し、本件配管室等から回収されたナトリウム化合物の分析結果からも、放射性核種は検出されなかった。
このように、本件事故においては、放射性物質の放出による周辺の環境への影響はなかった。
（ロ）　ナトリウム・エアロゾルの影響
本件原子炉施設の敷地内の風上及び風下側と敷地外で採取した土壌サンプルを分析した結果、ナトリウム量は塩分等のバックグラウンドの範囲内であり、風下側の植物などにナトリウム・エアロゾル飛散の影響とみられる痕跡は観察されなかったことから、環境に放出されたナトリウム・エアロゾルは、本件事故当時の気象条件下（風速毎秒一一メートル、小雨）においては、急速に無害な炭酸化合物に変化し、塩分等の、バックグラウンドと区別できない程度に拡散され、希釈されたと判断された。
また、本件事故によって生じたナトリウム・エアロゾルがすべて建物外に放出され、そのすべてが有害な水酸化ナトリウムの形態で拡散されるという厳しい仮定を
しても、敷地境界における水酸化ナトリウムの濃度
は一立方メートル当たり約○・〇五ミリグラムと評価され、わが国の産業用に定められた作業環境下における許容濃度基準である一立方メートル当たり二ミリグラムを下回るものであった。
このように、本件事故においては、化学物質の放出による環境への影響もなかった。
（３）　炉心冷却能力に対する影響
乙イ九・五―一ないし八頁、添二―一ないし三頁、乙ニ五の一（証人Ｐ１１調書一）一五丁裏ないし一六丁表によれば、次のとおりと認められる。本件事故における二次冷却材の漏えいは、漏えいが生じた系統の除熱能力を直ちに低下させる規模のものではなく、他の二系統も健全に機能していたことから、本件事故の際の炉心冷却能力は十分保たれていた。
また、本件事故の発生から終止に至るまでのプラントパラメータ（原子炉の運転記録）を検討しても、原子炉出力は、原子炉の通常停止操作の開始により低下し始め、原子炉の手動トリップにより約四〇パーセント出力から○パーセント出力に急激に減少していること、一次冷却材温度は原子炉出力の低下に伴い順調に低下していること、原子炉容器内のナトリウム液位は、炉心燃料を冷却するのに十分な液位が確保されていたことが確認された。
このように、本件事故において、炉心の冷却能力が影響を受けた事実はなかった。
（４）　床ライナの健全性への影響


前記（１）のとおり、本件事故においては、本件配管室の床ライナに板厚減少が生じたが、右床ライナについては、ほとんどの部分で六ミリメートルの板厚が計測され、局所的に○・五ないし一・五ミリメートル程度の板厚減少が観察されたにとどまり、ナトリウムとコンクリートが直接接触した事実はない。このように、本件事故において、本件配管室の床ライナは、十分な健全性を有していた。
なお、原告らは、本件事故においては、リッドが変形したから、本件床ライナの健全性は維持されたとはいえない旨主張する。
この点、甲イ二四二によれば、本件事故においてリッドが変形した事実が認められるが、右のとおり、ナトリウムとコンクリートが直接接触した事実はないのであるから、原告らの主張は失当である。
２　本件事故の原因
（一）　本件温度計の破損原因
乙イ九・三―一ないし二六頁及び乙イ一〇・Ⅰ―二―一ないし一二頁及び乙イ一二によれば、次のとおりと認められる。
（１）　本件事故は、本件温度計が、本件さや管のさや段付部に生じた高サイクル疲労により破損したことにあると判断された。（２）　本件温度計に高サイクル疲労が生じた原因は、本件温度計について、設計段階では考慮されていなかった対称渦に伴う抗力方向（ナトリウムが流れる方向と同じ方向）の振動であると判断された。
（３）　そして、本件温度計が右の流力振動を回避できなかった理由は、次のとおり、メーカーの設計及び申請者の審査が不十分であったことにある。（イ）　メーカーは、設計に際し、カルマン渦による揚力方向の振動については評価を行い、米国機械学会（ＡＳＭＥ）の基準を満足することを確認したが、対称渦等による抗力方向の振動については設計上の認識がなく、評価を行わなかった。また、カルマン渦との共振が回避され、特段の荷重を受けないと考えたことから、温度計のさや形状は、さや段付部への応力集中を生じやすい、曲率の小さな段付形状となった。そして、平成三年一二月、ＡＳＭＥにおいて、抗力方向の振動を含む流力振動に対する設計指針が追発行されたが、これを知らなかったため、これに基づく設計の評価を行わなかった。
（ロ）　申請者は、本件温度計がナトリウム内包壁（ナトリウムバウンダリ）を構成する機器であることを念頭に置いて、さやの形状を検討することをせず、また、ＡＳＭＥの指針の追加発行後も、温度計について問題意識を持たなかったため、設計の見直しを求めなかった。
（ハ）　また、破損した本件温度計は、熱電対がさや段付部近傍で曲がった状態で挿入されていたため、流力振動が他の温度計より大きくなっていた。（４）　また、破損した本件温度計は、熱電対がさや段付部近傍で曲がった状態で挿入されていたため、流力振動が他の温度計よりも大きくなっていた。
（二）　設備腐食の原因
乙イ一〇・Ⅰ―四―一六ないし二〇頁によれば、次のとおりと認められる。（１）　鋼材の腐食機構本件事故においては、鋼製の換気ダクト、グレーチング及び床ライナが損傷したが、その腐食機構は次のとおりであった。
（イ）　床ライナの腐食
本件温度計部分から漏えいしたナトリウムは、本件配管室の雰囲気中の酸素と反応しながら、下方の換気ダクト、グレーチングを経て床ライナ上に落下して堆積する。右堆積物は、当初、主として未燃焼のナトリウムと酸化ナトリウムからなり、その上部表面ではナトリウムが燃焼し、堆積物の下部では酸化ナトリウムが鋼材面
と接触しているが、時
間の経過と共に、ナトリウムの燃焼により生成される酸化ナトリウム（固体）は堆積物の下部で層をなし、落下するナトリウムはその表面で燃焼する状況となる。また、堆積物の下部では、鉄と酸化ナトリウムの反応により鋼材が腐食し、ナトリウム・鉄複合酸化物が生成される。高温でも固体である酸化ナトリウムの生成及び堆積物への混入が継続すると、堆積物の下部では、酸化ナトリウムに阻まれて、鋼材の腐食面からの、高温では液体であるナトリウム・鉄複合酸化物の移動が困難になるため、鋼材の腐食面においてナトリウム・鉄複合酸化物の存在割合が高くなり、これによって反応が抑制され、鋼材の腐食は徐々に進展しなくなる。堆積物上部表面におけるナトリウムの燃焼が停止し、温度が下がり始めると、ナトリウム・鉄複合酸化物は固体となって鋼材の腐食面を覆うため、鋼材の腐食はほとんど進行せず、床ライナの損傷も進まなくなる。
（ロ）　換気ダクト及びグレーチングの腐食換気ダクト及びグレーチングにおいても、床ライナと同じように、鉄と酸化ナトリウムの反応により鋼材が腐食し、ナトリウム・鉄複合酸化物が生成されたと解されるが、換気ダクト及びグレーチングは、床ライナよりも高温の環境であったこと、空間にあったことから、漏えいしたナトリウムの落下により、常に鋼材面に存在するナトリウム・鉄複合酸化物が除去され、鋼材の表面が現れることになり、ナトリウムの漏えいの継続中、抑制されることなく腐食が進行したと解される。
（三）　運転管理上の問題乙イ九・二―五ないし一六頁、二―三三頁及び乙イ一二によれば、次のとおりと認められる。
本件原子炉施設の設備設計段階では、二次冷却材漏えい事故の区分及び運転については、①配管の損傷が大きく、蒸発器のナトリウムの液位が低下して「蒸発器液位低低」の信号が発せられた場合は、大規模漏えいに当たるとして、右信号により原子炉を自動トリップすると共に換気装置を自動停止する。ナトアリウムは、原子炉緊急停止後短時間で行う緊急ドレンによりドレンする。②ガスサンプリング式ナトリウム漏えい検出器（配管と保温材の内装板との間の空気を吸引し、これを計測し、配管部などのクラックからの微小な漏えいを検知することができるもの）がナトリウムを検知するにとどまる微小な漏えいについては、小規模漏えいとし、原子炉の通常停止を行う。この場合、換気装置は停止せず、ナトリウムは通常ドレンによりドレンする。また、通常停止操作中、ナトリウムの漏えい規模が拡大するようであれば、以後、中規模漏えい又は大規模漏えいの手順に従う。
③小規模漏えいに比して漏えいの規模が拡大し、オーバフロータンクのナトリウム液位等に有意な変化が認められる場合、あるいは漏えいしたナトリウムが配管の保温材の内装板と保温材を経て室内に漏れ出し、火災検知器の作動又は白煙の発生に至った場合は、中規模漏えいとして、原子炉の手動トリップを行う。ナトリウムは、オーバフロータンクのナトリウム液位等に有意な変化が認められる場合には、原子炉停止後短時間で行う緊急ドレンによりドレンし、右の変化が認められない場合には、ナトリウム温度が四〇〇℃まで降下した段階で行う緊急ドレンによりドレンする。また、換気装置は、緊急ドレンに必要な弁操作終了まで運転する、という検討がされていた。


しかし、本件原子炉施設の異常時運転手順書（以下「運転手順書」という。）は、概要、フローチャート及び細目から構成され、運転員は細目に記載されている手順にしたがって訓練を受けていたところ、火災検知器の作動及び白煙の発生は、細目の小規模漏えい及び中規模漏えいの両欄に記載されたため、運転員において、火災検知器の作動又は白煙の発生があれば中規模漏えいと判断することができる記載とはなっておらず、また、その記載内容も、小規模漏えい及び中規模漏えいの各欄において、「白煙の発生状況」を監視すべきこととされるにとどまり、漏えい規模の判断基準は明記されていなかった。
そのため、本件事故時においては、ナトリウム検知器の作動と相前後して、火災検知器の作動及び白煙の発生が認められたのであるから、この時点で中規模漏えいと判断して原子炉の手動トリップを行うべきであったが、オーバフローータンクのナトリウム液位に有意な変化が認められなかったことから、これを小規模漏えいと判断し、前記②の手順に従って原子炉の通常停止を開始し、換気装置の運転も継続していたところ、火災検知器の発報範囲等が拡大したことから、ナトリウムの漏えい規模が拡大したと判断して、以後、中規模漏えいの手順に従うこととし、前記③の手順に従って原子炉の手動トリップを行ったため、原子炉の手動トリップが行われたのは事故発生の一時間三三分後であり、ナトリウムの漏えいが停止したのは事
故発生の約三時間
四〇分後であった。仮に火災検知器の作動及び白煙の発生を確認した時点で手動トリップがされていれば、事故発生から手動トリップに至るまでの時間は短縮され、ナトリウムの漏えい量や施設の損傷の程度はいずれも本件事故を下回るものとすることが可能であった。
３　本件事故と本件安全審査
（一）　温度計について
証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書二・一〇丁裏）によれば、本件安全審査においては、二次冷却材配管に取り付ける温度計の構造を審査の対象としていないことが認められる。
ところで、前記（第三章第一、三）のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の安全性に係るすべてをその審査対象とするものではなく、その基本設計ないし基本的設計方針に係る事項のみがその対象になるのであって、詳細設計や具体的施工管理に属する事項は、審査の対象とはならない。また、前記（第四章第二、四）のとおり、いかなる設計を基本設計ないし基本的設計方針に該当するものとして本件安全審査の対象とするかについても、被告の合理的な判断に委ねられているものと解するべきであるから、裁判所は、ある事項を基本設計ないし基本的設計方針として扱わず審査の対象としなかったことに、本件安全審査の調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落があり、これに依拠してされた被告の判断に重大かつ明白な瑕疵があるといえるか否かを判断すれば足りる。
そして、本件安全審査においては、前記（第四、一、３、（イ））のとおり、二次主冷却系に関しては、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び事故時において一次冷却系からの熱を確実に水・蒸気系又は補助冷却設備に伝達できる設計であるか否かを審査しており、配管に取り付けられる温度計の構造は審査の対象としていないが、これは、温度計が、二次冷却材であるナトリウムの温度を計測するためのものであり、それ自体特殊なものではなく、その具体的構造、設計については、必要に応じて詳細設計の問題として適宜対応すれば足りる事項であると判断したことによるものと解され、右判断に特段不合理な点があるとは認められない。そうすると、温度計の具体的構造、設計に係る事項を、本件安全審査の対象としなかったことに違法はなく、したがって、本件温度計の具体的構造、設計の欠陥は、本件安全審査の合理性を左右するものではないというべきである。なお、本件
事故の
際、炉心の冷却能力が維持されていたことは、前記（１、（二）、（３））のとおりである。
（二）　床ライナについて
（１）　本件事故と床ライナヘの影響本件安全審査においては、鋼製の床ライナの設置によりナトリウムとコンクリートの直接接触を防止することを基本設計ないし基本的設計方針として審査の対象としている。
前記（１、（二）、（１）及び同（４））のとおり、本件事故において、本件配管室の床ライナに板厚減少が生じたが、右床ライナについては、ほとんどの部分で六ミリメートルの板厚が計測され、局所的に○・五ないし一・五ミリメートル程度の板厚減少が観察されたにとどまり、ナトリウムとコンクリートが直接接触した事実はなく、床ライナは、十分な健全性を有していた。
しかし、本件事故を契機とする事故原因の調査過程において、本件安全審査当時は認識されていなかった二つの知見、すなわち、①申請者が本件事故後に行った燃焼実験Ⅱにおいて、床ライナの一部が局所的に損傷したことから、空気の供給状況等の条件いかんによっては、ナトリウムと鉄と酸素が関与する界面反応による腐食により、床ライナ等の鋼材が損傷する場合があるという知見、②推定される本件事故時の床ライナ温度及び昀新のナトリウム燃焼解析コードを用いて解析した床ライナの温度は、いずれも設計温度を上回るという知見が得られており、右各新知見が漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を鋼製の床ライナの設置により防止するという基本設計ないし基本的設計方針の合理性に影響を与えるか否かが問題となる（なお、原告らは、右①の知見については、本件許可処分当時既に明らかになっていた知見であるから、新知見ではない旨主張している。確かに、乙イ四一によれば、一九七九（昭和四四）年には、英国原子力局は、ナトリウムが燃焼して酸化ナトリウムや過酸化ナトリウムとなり、水と接触してできた水酸化ナトリウムが共存する場合には、鉄がかなりの腐食速度を示すことを報告しており、右は高速増殖炉設計の分野でも入手可能であったことが認められるから、右知見は厳密な意味での新知見とは言い難い。しかし、本件安全審査において右知見は審査の前提とされていなかったこと（当事者間に争いがない。）、前記（第三章第二、二）のとおり、新知見であっても、本件訴訟においては、科学的経験則は、現在の科学水準のものに則って判断すべきであり


、新知見であるか否かによって、本件訴訟における裁判所の審理の対象、範囲に差異はないから、ここでは新知見として扱うこととする。）。そこで、まず、本件安全審査における床ライナに関する審査の概要を示した上で、右各新知見の内容とこれと本件安全審査の関係について検討する。（２）　本件安全審査における床ライナに関する審査前記（六、１、（三）、（２））のとおり、本件安全審査においては、冷却材として使用されるナトリウムは、化学的に活性であり、酸素やコンクリートに含まれる水とも激しく反応するため、漏えいしたナトリウムとコンクリートが直接接触すると、ナトリウムとコンクリート中の水分が反応し、圧力上昇やコンクリートの脆弱化により建物の健全性が失われることがあり、建物の健全性が失われると、二次主冷却系の他の系統に影響が及ぶ可能性があることから、ナトリウムの化学反応及びナトリウム火災に対する対策の一つとして、漏えいしたナトリウムとコンクリートが直接接触することを防止するために、鋼製の床ライナが設置されること、これによって、万一ナトリウムが漏えいした場合であっても、鋼製の床ライナによって、漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止し得ることを確認している。他方、証人Ｐ１の証言（Ｐ１調書二八、二九頁）によれば、床ライナの寸法（板厚等）、形状等の細部は、詳細設計に属する事項として、審査の対象としなかったことが認められるが、右審査対象の選定について、特段不合理な点があるとは認められない。（３）　界面反応による床ライナの腐食に関する新知見と本件安全審査（イ）　界面反応による腐食に関する新知見
（ａ）　乙イ一〇・Ⅱ―二―二ないし一九頁、乙イ四一及び乙イ四二によれば、次の事実が認められる。
申請者は、本件事故後、本件床ライナの板厚が減少した原因を解明すると共に、将来の対策を講じるため、燃焼実験Ⅰ、燃焼実験Ⅱ及びナトリウム漏えい時のナトリウム燃焼解析を行った。燃焼実験Ⅰは、申請者が平成八年四月八日に行った実験であり、内容積約一〇〇立方メートルの鋼製円筒容器の実験装置内で、約一時間三〇分間ナトリウムを漏えいさせた。実験の結果、実験装置の床部には、酸化ナトリウムを主体としてナトリウム酸化物が山状に堆積し、換気ダクト表面の破損は確認されなかったものの、グレーチングには一部で破損と減肉が、また、床部の鋼製の受け皿には漏えい部直下近傍で昀大で約一ミリメートールの減肉がそれぞれ認められた。そして、鋼材の腐食速度は本件事故のそれとほぼ一致した。燃焼実験Ⅱは、申請者が同年六月七日に行った実験であり、内容積約一七〇立方メートルのコンクリート製矩形容器内で、本件事故時におけるナトリウム漏えい時間と同じ三時間四〇分間ナトリウムを漏えいさせた。実験の結果、床ライナ上には溶融体が凝固した堆積物が平板状に広がると共に、漏えい部直下近傍の床ライナが損傷し、五つの貫通孔が確認された。そして、鋼材の腐食速度は、本件事故及び燃焼実験における鋼材の腐食速度よりも著しく速かった。
そして、申請者は、燃焼実験Ⅱでは、燃焼開始後三時間二〇分ころにはライナが破損し、大小五個の貫通孔が生じるに至ったが、燃焼実験Ⅱの鋼材の腐食速度は本件事故及び燃焼実験Ⅰの鋼材の腐食速度より著しく早いこと、本件事故と燃焼実験Ⅱとでは、床ライナ上における堆積物の様相が異なっていることからすると、本件事故時の腐食機構は、燃焼実験Ⅰにおける鋼材の腐食機構と同様であり、燃焼実験Ⅱの腐食機構は、本件事故時の腐食機構とは異なると解した。すなわち、本件事故及び燃焼実験Ⅰでは、前記（２、（二）、（１）（イ））のとおり、酸化ナトリウムと鉄が高温で反応する「ナトリウム・鉄複合酸化型腐食」が主体的であり、燃焼実験Ⅱでは、ナトリウムの燃焼に伴って部屋の温度が高温になり、コンクリート部から多量の水分が放出され、この水分により堆積物中の水酸化ナトリウムの割合が増加して溶融体となり、これに溶け込んだ過酸化ナトリウムが過酸化物イオンとなって鉄を腐食する「溶融塩型腐食」（界面反応による腐食）が主体的であったとした。そして、この違いは、本件事故時及び燃焼実験Ⅰでは、ナトリウム燃焼部への多量の水分の供給はなかったが、燃焼実験Ⅱでは、コンクリート製の実験セルの空間容積が実際の配管室の容積と比べて小さい上、コンクリート壁がナトリウム漏えい部に接近していたことなどから、ナトリウム燃焼部にコンクリート壁表面から多量の水分が供給されたため、水酸化ナトリウムの割合が増加したことから生じたものとした。
（ｂ）　これに対し、乙イ四一及び乙イ四二によれば、安全委員会は、右腐食機構の相違について、いずれの場合も溶融塩が関与した腐食機構が働いたとみることが
重要であるとし、申請者の右推論の
当否を論じるには更に科学的知見が必要であるとした上で、現時点において、ナトリウム燃焼による鋼材の腐食機構の動的な過程及びそれに及ぼす温度、物質の移動等の因子の影響については必ずしも十分に解明されているとはいえず、本件原子炉施設において、どのような条件下で燃焼実験Ⅱのような「溶融塩型腐食」が発生するのかについては、十分明らかではないとした上で、燃焼実験Ⅱのような事態をも視野に入れた腐食抑制対策を考えることが当面昀も重要なことであるとしたことが認められる。


（ｃ）　この点、「溶融塩型腐食」が生じるための条件を考えると、前記のとおり、燃焼実験Ⅱの実験条件は、空間容積及びコンクリート壁との接近距離において、本件原子炉施設の配管室より小さい。そして、乙ニ五の二（証人Ｐ１１調書二）四一頁、四二頁、八三頁、一七五頁、一七六頁によれば、「溶融塩型腐食」が生じるためには、①床ライナを腐食させる過酸化ナトリウムが形成されること、②過酸化ナトリウムが安定して存在するために大量の溶融状態の水酸化ナトリウムが存在することが必要であること、水酸化ナトリウムが大量に存在するためには、大量の水分の供給が必要であることが認められる。この水分の供給は、室内の雰囲気あるいは壁面コンクリートからのものしか考えられないから、「溶融塩型腐食」の発生においては、ナトリウムの漏えいした空間の容積及びコンクリート壁との接近距離は重要な要素であると考えられる。そうすると、前記（ａ）のとおり、燃焼実験Ⅱの実験条件は、空間容積及びコンクリート壁との接近距離において本件原子炉施設の二次主冷却系の配管室より小さく又は近いから、乙イ四五及び乙ニ五の二（証人Ｐ１１調書二）三九頁ないし四四頁にもあるとおり、本件原子炉施設において、現実に「溶融塩型腐食」によるライナの損傷が生じる可能性は低いということができる。しかし、本件事故の床ライナ上の堆積物中の水酸化ナトリウムの濃度は二・六パーセントであり、燃焼実験Ⅱのそれは三五・一パーセント（床ライナが穴が開いたとされる実験開始後三時間二〇分では約一〇パーセント）であったところ（乙イ一〇・Ⅱ―二―三一頁、乙イ四八・三・一・三―一〇八頁）、乙イ四八・三二・三―九二頁、九四頁によれば、申請者が本件事故後に実施した、二次冷却材漏えい（小、中規模漏えい）時の本件原子炉施設の二次冷却系配管室及び過熱器室の床ライナ上の堆積物中の水酸化ナトリウム濃度の解析の結果、配管室、過熱器室のいずれにおいても二五パーセント以上に達していることが認められることからすれば、本件原子炉施設において、「溶融塩型腐食」による床ライナの損傷が生じる可能性を否定することはできないというべきである。
（ロ）　本件安全審査との関係
そこで、次に、「溶融塩型腐食」という新知見によって、鋼製の床ライナを設置することによりナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止するという本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針が損なわれるか否かについて検討する。この点、「溶融塩型腐食」を考慮すると、鋼製のライナによって漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触の防止を図ることがおよそ不可能であるか又は現実的でないという場合には、床ライナによってナトリウムとコンクリートの直接接触を防止するという基本設計ないし基本的設計方針の妥当性は失われる。しかし、「溶融塩型腐食」によって床ライナの肉厚が減少することを前提にしても、具体的なライナの設計においてこれを考慮し、あるいは床ライナの肉厚の減少を考慮に入れた他の対策等によって、要求されるナトリウムとコンクリートの直接接触防止が可能である限り、右基本設計ないし基本的設計方針自体の合理性が損なわれることはないというべきである。
そして、乙イ一六・三・一・三―七四頁、乙イ四八・三・一・三―九〇頁及び乙ニ五の二（証人Ｐ１１調書二）四七頁、四八頁によれば、申請者は、本件事故後、燃焼実験Ⅱで生じたような「溶融塩型腐食」を仮定した二次冷却材漏えい事故時のナトリウム燃焼解析を行ったこと、右解析においては、解析条件として、ループ内のナトリウムドレンが完了するまでに八○分を要するものとし、ナトリウム漏えい率（単位時間当たりの漏えい量）を一時間当たり○・一トン及び○・〇一トンとして解析した結果、本件原子炉施設の二次系配管室、過熱器室及び蒸発器室に設置されている板厚約六ミリメートルの床ライナの腐食による減肉量は、中央値で三・二ないし三・三ミリメートル（下限値で一・九ないし二・○ミリメートル、昀大値での腐食が継続することを仮定した上限値で五・二ないし五・五ミリメートル）となったことが認められる。
そうすると、右で上限値を取った場合は、貫通孔が生じるには至らないとして
も、床ライナの残存肉厚は○・五ない
し○・八ミリメートルとなり、十分な床ライナの肉厚が確保されるとまではいえないものの、この程度の腐食量であれば、減肉量に相応した板圧等の具体的設計によって床ライナの健全性を維持することは十分可能であるといえるし、また、乙イ四二によれば、界面反応による腐食によって床ライナの肉厚が減少する程度（減肉量）は、床ライナの金属が高温に保持されている時間にほぼ比例し、また、その腐食速度は、床ライナの温度が上昇するに伴い指数関数的に増大することが認められるから、ナトリウムドレンに要する時間を短縮化し、あるいはナトリウムの漏えい継続時間を短縮化する運転操作を採用する等の腐食抑制対策を講じることにより、腐食を抑制し、床ライナの肉厚の減少を昀小限度にとどめることは十分可能であるといえる。したがって、「溶融塩型腐食」という新知見によって、本件安全審査の合理性が失われるものではないというべきである。
（ハ）　原告らの主張について
（ａ）　腐食速度について
（い）　原告らは、申請者の行った界面反応による腐食の腐食速度の評価について、これ以上の速度で腐食が進行する可能性がある旨主張する。しかし、乙ニ五の二（証人Ｐ１１調書二）四八ないし五一頁及び乙イ四二の一によれば、申請者は、右評価の前提として、腐食減肉試験を行って「溶融塩型腐食」の腐食速度を求めた上、上限値の評価については、右試験で得られた腐食速度のうち、九五パーセント信頼幅の上限値の速度の腐食が漏えいの初期から生じると仮定し、右上限値の腐食速度のまま推移するものとして評価を行ったものであること、安全委員会は、右腐食速度について、現段階では空気中における昀も高い値を与えると考えて差し支えないとしていることが認められる。そうすると、「溶融塩型腐食」の発生を仮定した場合であっても、申請者が評価に用いた以上の腐食が発生するおそれはないということができるし、また、これに反する証拠もない。
（ろ）　また、原告らは、本件事故は、低温、低湿分の冬季に発生したが、春から秋にかけての湿分の多い外気条件下では、水酸化ナトリウムが多量に生成し、燃焼実験Ⅱと同様、床ライナに貫通孔が生じる可能性がある旨主張する。しかし、乙イ四八・三・二・三―八七頁、八八頁によれば、右評価は、気温三五℃における湿度八○パーセントという、夏季に相当する湿分の多い雰囲気条件下を
部屋の初期条件として


評価したものであることが認められる。また、右のとおり、右評価による床ライナの減肉量は、「溶融塩型腐食」には大量の水酸化ナトリウムが存在することが必要であるのに、水酸化ナトリウムの生成量とは無関係に、漏えいの初期から「溶融塩型腐食」が発生するものとし、更に、上限値については、当該温度における昀大値の腐食速度のまま推移するものとして評価したものであることが認められるから、外気条件のいかんによってこれ以上の腐食速度となることは想定し難いというべきであり、これに反する証拠もない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ｂ）　漏えい継続時間について
原告らは、申請者の前記評価において、現状設備ではナトリウム漏えい発生後、漏えいが停止するまでの時間を八○分としたことについて、現実の事故の際にそのように手際よくいく保証はなく、本件事故時のように、漏えい停止まで三時間四〇分を要せば、貫通孔が開く旨主張する。
確かに、本件事故時の運転手順を前提とする限り、本件事故のようなナトリウムの漏えいの場合は、八○分で漏えいが停止するとは認められない。しかし、乙イ四八・三・一・三―七二ないし七四頁、七七頁及び弁論の全趣旨によれば、本件事故当時の設備においても、運転手順書を改善し、いかなる規模のナトリウム漏えいであっても原子炉をトリップし、ナトリウムについて原子炉停止後短時間で行う緊急ドレンを行うこととすれば、運転員がドレン操作を行うまでの判断に要する時間を一〇分間としても、八○分でナトリウムの漏えいが停止することが認められる（なお、乙イ二六．・三・一―三―四四頁によれば、設備を改善すれば、より早期に漏えいが停止し、床ライナの減肉量も低減されることが認められる。）。そして、右の運転手順の変更は現実的でないとはいえない。そうすると、申請者が前記評価においてナトリウムの漏えいが停止するまでの時間を八○分としたことが不合理であるとはいえない。
また、原告らは、大規模な破断が生じた場合、炉心の冷却を維持、継続するために、ナトリウム漏えい火災をあえて放置しなければならない事態が想定されうる旨主張する。
しかし、前記（第四、一、３、（二））のとおり、本件原子炉施設においては、原子炉の停止後は、系統の補助冷却設備が作動すれば除熱を行い得るように設計さ
れているから、炉心を冷却するために、ナトリウ
ムが漏えいしているにもかかわらず当該ループを停止してドレンをすることなく、また、漏えいしたナトリウムの燃焼を放置するという事態が生じうることは、三系統ある二次主冷却系配管の全てにおいて、同時にナトリウム漏えいが生じる場合のほかは考えられないが、このような事態が起こる可能性があると認めるに足りる証拠はない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ｃ）　Ｐ１証言について
原告らは、証人Ｐ１の証言内容からすれば、①「二次冷却材漏えい事故」において床ライナに貫通孔が通じる、②「溶融塩型腐食」について抑制対策の講じられていない本件原子炉施設に対する本件許可処分は、現在の通説的な科学水準によれば重大かつ明白な瑕疵が存在する旨主張する。
しかし、証人Ｐ１の証言中に、右の趣旨に解することのできる部分はないというべきであるから、原告らの右主張は理由がない。
（４）　床ライナの温度上昇に関する新知見と本件安全審査
（イ）　床ライナの温度上昇に関する新知見
前記（二、４、（二）、⑥、（ハ）、（ｂ）、（ろ））のとおり、本件許可申請の「二次冷却材漏えい事故」の解析評価において、熱的影響評価の際に前提とされた床ライナの設計温度は、五〇〇℃であった（なお、昭和六〇年二月一八日付け原子炉設置変更許可申請に際して五三〇℃に変更された。）。ところが、乙イ四一によれば、本件事故の際の本件床ライナの温度は、局所的に七〇〇℃ないし七五〇℃に達したと推定されたことが認められる。また、同証拠によれば、本件事故後、申請者が、ナトリウム解析コード（ＡＳＳＣＯＰＳコード（ＡＳＳＣＯＰコード（Ｖｅｒ２・０）））を用いて本件原子炉施設に実際に設置されている厚さ六ミリメートルの床ライナのナトリウム漏えい時の温度上昇を解析した結果、床ライナの温度は、①大規模漏えい時（漏えいナトリウムがライナ床面に全体的にプール状に広がった場合）における二次主冷却系配管室で昀高約六二○℃、過熱器室で昀高約七五〇℃、②中規模又は小規模漏えい時における二次主冷却系配管室で昀高約八八○℃、過熱器室で昀高約八五〇℃となったことが認められる。このように、本件事故及び右解析結果は共に、右床ライナの設計温度を超えるものであった。
（ロ）　本件安全審査との関係
そこで、次に、二次冷却材漏えい事故の場合に設計温度を超える場合が生じると
いう新知見に
よって、本件安全審査の合理性が失われるか否かについて検討する。床ライナは鉄であり、その融点は約一五〇〇℃であるから、床ライナの溶融が生じることはない。したがって、問題となるのは、床ライナが熱膨張して壁面と干渉し、又は局所的なひずみが発生することになれば、これが原因で床ライナに損傷が生じる可能性である。
まず、設計温度の意義ついて検討するに、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書二・九丁表、同裏）、乙イ四一及び乙イ四五によれば、右設計温度は、「二次冷却材漏えい事故」の解析評価において、漏えいしたナトリウムがプール状に滞留するという解析条件の下で、床ライナが全面一様に加熱されても、熱膨張によって壁面と干渉しないように設計するための基準となる温度として設定されたものであり、この温度を超えれば床ライナがその機能を喪失するという温度ではないことが認められる。また、前記（２）のとおり、本件安全審査においては、床ライナの寸法（板厚等）、形状等の具体的設計は、詳細設計に属する事項として、審査の対象としていない。そうすると、床ライナの温度は、床ライナの寸法（板厚等）、形状等の具体的設計と離れて独立にこれを考慮することは意味がないから、右設計温度の数値自体が独自に本件安全審査の対象となるものとは解されない。確かに、右設計温度は、申請者が本件許可申請当時において検討していた床ライナの具体的設計の方針を明らかにしたものではあるとはいえるが、右方針はライナの詳細設計の段階において決せられるものであり、本件許可申請の段階では確定的なものではないというべきである。


したがって、右設計温度は、設置許可段階としては、漏えいナトリウムの温度に対応し、熱膨張を考慮した床ライナを設計するという趣旨と解するのが相当であり、本件事故において床ライナの温度が設計温度を超えた事実から直ちに本件安全審査の合理性が失われるものではなく、床ライナに損傷が生じる可能性を具体的に検討すべきである。
この点、乙イ四一によれば、本件事故後、申請者が二次冷却材を保養する系統、機器を収納する部屋のライナの機械的健全性について解析を行ったこと、その結果、本件原子炉施設に実際に設置されている床ライナは、①漏えいナトリウムが床ライナ全面に広がった場合については、二次主冷却系配管室（Ａ）北側では約六三
〇℃、二次主冷却系配管室（Ｃ）北側では約七〇〇℃
、他の二次主冷却系配管室及び過熱器室では約九五〇℃ないしはそれ以上になっても、熱膨張により壁面と干渉することはなく、機械的に破損することはない、②漏えいナトリウムが局所的に滞留した場合については、熱荷重によるひずみが集中する部位であっても、九〇〇℃ないし九五〇℃までは、リブ（ひずみを拘束するために床ライナ裏面に溶接されている構造物）が剥離することはあるが、床ライナ自体が損傷することはないとされたことが認められる。
したがって、右床ライナの温度上昇に関する新知見によって、本件安全審査の合理性が失われるものではない。
（ハ）　原告らの主張について
（ａ）　設計温度について
原告らは、設計温度は、申請者が安全委員会に対して設計を約束した事項であるから、基本設計を構成するものであり、本件事故において右設計温度を超える事態が生じたことにより、右基本設計の合理性は失われた旨主張する。しかし、右（ロ）のとおり、設計温度は本件安全審査の対象とされていないし、設計温度は申請者が本件許可申請当時において検討していた床ライナの具体的設計の方針を明らかにしたものではあるとしても、右方針はライナの詳細設計の段階において決せられるものであり、本件許可申請の段階では確定的なものではないというべきであるから、原告らの主張はその前提を欠くものである。
（ｂ）　解析に用いた計算コードについて
原告らは、申請者の前記解析に用いられたＡＳＳＣＯＰＳコードは信頼性を欠く旨主張する（なお、原告らは、本件許可申請に際しての「二次冷却材漏えい事故」の解析評価（漏えいナトリウムによる熱的影響評価）に用いられたＳＰＲＡＹ―Ⅱコード及びＳＯＦＩＲＥ―ＭⅡコードについても信頼性を欠く旨主張するが、ＡＳＳＣＯＰＳコードはＳＰＲＡＹ―Ⅲコードの改定コードであるＳＰＲＡＹ１皿コード及びＳＯＦＩＲＥ―ＭⅡコードを融合させたコードである上、右本件許可申請に際しての解析評価の床ライナ温度の解析結果は、申請者の前記解析の床ライナ温度の解析結果よりも低いから、ここではＡＳＳＣＯＰＳコードについて検討する。）。
この点、甲イ三五七及び乙イ四八・三・一・三―一〇三頁、一〇四頁、一〇六ないし一〇八頁によれば、右計算コードは、本件原子炉施設建設段階に開発された原コードを改良し、大規模漏えいのみならず、小、中規模漏えいについても解析でき
るようにしたも
のであること、中規模漏えい時の解析については、申請者が従前行ったナトリウム燃焼実験との比較から、また、小規模漏えい時の解析については、燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱとの比較から、その妥当性を確認したこと（解析結果は、ナトリウム燃焼実験の測定値とおおむね一致し、また、燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱにおける測定値のほとんどを包絡すると共に、測定値よりも高い傾向を示した）が認められ、また、乙イ四一によれば、安全委員会も、右計算コードを用いた前記（イ）の解析結果と本件事故、燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱの床ライナ温度及び温度変化の傾向とがおおむね一致していることから、右解析結果に基づいて検討することは可能であるとしたことが認められる。
したがって、右計算コードは、床ライナの温度を評価する計算コードとして信頼できるものといえるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
４　原告らの本件事故に関するその他の主張について
（一）　ＬＢＢの思想について
原告らは、本件事故時において、ナトリウム漏えい検出器による検知が、火災報知器による検知に遅れたことは、微小な漏えいを検出できないことを示すものであり、このことは、ＬＢＢ思想（破断等により大規模な漏えいに至る前に小規模漏えいの段階で漏えいを検知する考え方）を前提とする本件原子炉施設の設計の欠陥を示すものである旨主張する。
この点、本件事故時において、ナトリウム漏えい検出器による検知が、火災報知器による検知に遅れたことは当事者間に争いがない。しかし、証人Ｐ８の証言（Ｐ８調書三、四三丁表、同裏）及び乙ニ五の一（証人Ｐ１１調書一）一九ないし二一頁によれば、ＬＢＢ思想は、外径が一インチ（二五・四ミリメートル）に満たない程度の小口径配管に適用することは元来予定されていないこと、本件さや管は外径が一〇ミリメートルであり、右思想の適用範囲にないことが認められる。したがって、本件事故時にナトリウム漏えい検出器による検知が火災報知器による検知に遅れたことは、本件原子炉施設の設計に欠陥があることを意味するものではなく、本件安全審査の合理性を左右するものではないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　ナトリウム・コンクリート反応について原告らは、本件事故によって本件配管室の壁面コンクリートに深さ一ミリメートル程度の黒灰色の変色が生じたの
は、ナトリウム・コ
ンクリート反応によるものであり、このことより、本件安全審査の合理性は失われた旨主張する。
確かに、右変色は、何らかの化学反応によって生じたと考えるのが自然であるから、ナトリウムとコンクリートとの化学反応が起こったと考えることもあながち根拠のないものではない。


しかし、前記（１、（二）、（１））のとおり、本件事故において、ナトリウムのコンクリートに対する影響は表層部にとどまり、ナトリウムとコンクリートの反応生成物は検出されず、構造耐力、遮へい性能への影響はないものと判断されており、ナトリウム・コンクリート反応によってコンクリートの健全性が失われた事実はない。また、乙イ四五によれば、本件配管室の壁面コンクリートの厚さは約一メートル近くあり、熱伝導が悪いために短時間高温に曝されてもコンクリートの内部までは昇温しないことが認められる。そうすると、原告らの指摘する変色の事実は‘その原因がナトリウムとコンクリートの化学反応であった否かにかかわらず、本件安全審査の合理性を左右するものではないというべきである。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（三）　オーバフロータンクのナトリウム液面計の不備について原告らは、本件事故によって、本件原子炉施設のオーバフロータンクのナトリウム液面計は、一目盛りが○・七トンないし○・八トンと感度が低く、漏えい規模を適切に判断することができず、機能に不備があることが明らかになつた旨主張する。
しかし、オーバフロータンクの感度は、設備の詳細設計に関する事項というべきであって、本件安全審査の対象となる本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関連しないものであるから、右主張は失当である。また、前記（２、（三））のとおり、本件原子炉施設においては、小、中規模のナトリウムの漏えいは、ガスサンプリング式ナトリウム漏えい検出器や火災検知器によって検知することとされており、右オーバフロータンクの感度が低いからといって、ナトリウム漏えいの検知に不都合はないといえるから、この点でも原告らの主張は理由がない。
（四）　ドレン関連機器の不備について
原告らは、本件事故によって、本件原子炉施設の二次主冷却系のナトリウムドレン関連設備は、原子炉停止後短時間で行う緊急ドレンが一〇回程度しか行い得ないものであるから、健全性を欠くことが明らかになった旨主張する。しかし、ドレン設備の具体的な耐用回数は、設備の詳細設計に関する事項というべきであって、本件安全審査の対象となる本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関連しないものであるから、右主張は失当である。また、前記（第六、二、４、（二）、（６）、（ロ））のとおり、二次冷却材漏えい事故に対する防止対策が取られていることにかんがみると、原子炉停止後直ちに行う緊急ドレンが一〇同程度行えれば（甲イ三〇一によれば、原子炉停止後直ちに行う緊急ドレンを一〇同程度行っても健全性が損なわれないことが確認されていることが認められる。）、二次冷却材漏えい事故には十分対応できるといえる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（五）　水素爆発の危険性について
原告らは、燃焼実験Ⅱにおいては水素爆発が起こったとして、本件原子炉施設においても水素爆発が起こり得る旨主張する。
しかし、乙イ九・添四―二〇頁によれば、燃焼実験Ⅱにおける水素濃度は〇・一七パーセントであったことが認められ、水素の燃焼限界値である四パーセントを下回っていたことが認められるから、右実験においては水素の蓄積燃焼としての水素爆発は発生しなかったというべきである。確かに、右証拠によれば、原告らの指摘するとおり、ナトリウムとコンクリートが接触して発生した水素が燃焼したことが認められるが、右は水素の蓄積燃焼ではないことが明らかであるから、右燃焼の事実をもって水素濃度が燃焼限界値以下でも蓄積燃焼を起こすということはできない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（六）　その他、原告らは、（１）二次主冷却系配管に設置されているナトリウム漏えい検出器は、①発報した検出器については中央制御室の中央制御盤で特定することができるが、右検出器の具体的な計測値は中央制御室で確認することはできず、中央制御室の外の現場制御盤において確認しなければならない構造となっており、ナトリウム漏えいの状況を迅速かつ適切に把握することができない、②漏えい規模が小さい場合には検出遅れが一時間単位にもなりえるとして、機能上不備がある、（２）二次主冷却系配管室に設置されている火災検知器についても、ナトリウムの漏えい検知の機能も有しているところ、右検知器の発報は中央制御室から約二・六メートル離れた所に設置してある火災報知器により確認しなければならない構造となっており、ナトリウム漏えいの状況を迅速かつ適切に把握することができない、（３）運転手順書の記載には不備があり、運転員がこれに依拠して運転したことによって、本件事故において原子炉のトリップ等の一連の操作が遅れ、事故の拡大につながったなどと主張するが、これらの事項は、いずれも本件安全審査の対象となる本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関連しないことが明らかであるから、本件安全審査の合理性を左右するものではない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
５　小括
以上からすれば、本件事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではないというべきである。
九　まとめ
以上のとおり、本件安全審査においては、調査審議の結果、本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性について、本件原子炉施設が具体的審査基準に適合し、その基本設計ないし基本的設計方針において、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ているが、右調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるような看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。
第七　本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性
一　本件安全審査の内容
乙四、乙七ないし一〇、乙一四の一ないし三、乙一六、乙二二、乙二三及び乙イ六並びに弁論の全趣旨によれば、本件原子炉施設の立地評価（公衆との離隔に係る安全性）についての本件安全審査の内容につき、次のとおりと認められる。
１　意義
公衆との離隔に係る立地条件の適否を判断する（立地評価）ための想定事故（重大事故及び仮想事故）の解析評価は、「立地審査指針」に基づき、公衆との離隔の確保の面から原子炉施設の立地条件の適否を評価するために行われるものである。
２　本件安全審査の審査方針
本件安全審査においては、「立地審査指針」、「評価の考え方」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」に基づき、「線量評価指針」等を参考として、次の項目を具体的な判断基準として、本件許可申請おける立地評価のための想定事故の解析を審査、評価した。
（一）　原子炉の周囲は、原子炉から「ある距離の範囲内」は非居住区域であること。右「ある距離の範囲」を判断するためのめやすとして、重大事故の場合につい
て、甲状腺（小児）に対して一五〇
レム、全身に対して二五レムの線量を用いる。


（二）　原子炉から「ある距離の範囲内」であって、非居住区域の外側は低人口地帯であること。右「ある距離の範囲」を判断するためのめやすとして、仮想事故の場合について、甲状腺（成人）に対して三〇〇レム、全身に対して二五レムの線量を用いる。
（三）　原子炉敷地は、人口密集地帯から「ある距離」だけ離れていること。右「ある距離」を判断するためのめやすとして、仮想事故の場合における全身被曝線量の積算値に対して二〇〇万人レムを参考とする。
（四）　プルトニウムを燃料とする原子炉と公衆が居住する区域との間に「ある適当な距離」を保つこと。右「ある適当な距離」を判断するためのめやすとして、骨表面に対して一二ラド、肺に対して一五ラド、肝に対して二五ラドのプルトニウムに係る線量を用いる。
３　本件許可申請における重大事故の解析内容
（一）　一次冷却材漏えい事故
（１）　事故想定の趣旨
技術的見地から想定しうる昀大規模の放射性物質の量が原子炉格納容器内に放出される場合の核分裂生成物の放出量と被曝線量を評価するため、一次冷却材漏えい事故を想定する。
（２）　解析
（イ）　解析条件
①　原子炉は、定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　事故後原子炉格納容器上に放出される核分裂生成物の量は、炉心内蔵量に対し、希ガス一〇パーセント、よう素一パーセントの割合とする。③　原子炉格納容器上に放出されたよう素のうち、九〇パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り一〇パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。④　原子炉格納容器内のエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑤　原子炉格納容器からの漏えい率は１％／ｄとする。⑥　原子炉格納容器からの漏えいは、九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑦　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九五パーセントとする。また、よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果を考慮しない。
⑧　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑨　事故継続時間は三〇日間とする。
⑩　環境
への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑪　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ロ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約二四〇キュリー、希ガス約四万七〇〇〇キュリーであり、この大気放出に伴う被曝線量は、敷地境界外で昀大となる場所において小児甲状腺約一・八レム、全身約○・一五レムである。
（二）　一次アルゴンガス漏えい事故
（１）　事故想定の趣旨
技術的見地から想定しうる昀大規模の放射性物質の量が原子炉格納容器内に放出される場合の核分裂生成物の放出量と被曝線量を評価するため、一次アルゴンガス漏えい事故を想定する。
（２）解析
（イ）　解析条件
①　原子炉は、定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　事故後、原子炉格納容器外の常温活性炭吸着塔内に貯留されている希ガス及びよう素の全量が常温活性炭吸着塔収納設備内に放出されるものとする。③　事故後、原子炉格納容器内の原子炉容器上部カバーガス及び一次アルゴンガス系圧力調整タンク中の希ガス及びよう素が、常温活性炭吸着塔収納設備に移行するとし、その量は原子炉格納容器内のカバーガス及び圧力調整タンクの中の量の五パーセントとする。
④　一次アルゴンガス系収納施設の漏えい率は１００％／ｄで一定とし、漏えいした希ガス及びよう素は大気へ放出されるものとする。
⑤　事故継続時間は三〇日間とする。
⑥　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ロ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約二・五キュリー、希ガス約七万人○○○キュリーであり、この大気放出に伴う被曝線量は、敷地境界外で昀大となる場所において小児甲状腺約○・四九レム、全身約○・二五レムである。
４　本件許可申請における仮想事故の解析内容
（一）　仮想事故解析の趣旨
技術的には起こるとは考えられない事象及び重大事故として取り上げた事象を踏まえて、より多くの放射性物質の放出量を仮想して評価を行う。
（二）　解析
（１）　解析条件
①　原子炉は、定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　事故後、原子炉格納容器上に放出される核分裂生成物の量は、炉心内蔵量に対
し、希ガス一〇〇パーセント、よう
素一〇パーセント及びプルトニウムーパーセントの割合とする。③　原子炉格納容器上に放出されたよう素のうち、九〇パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り一〇パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。④　原子炉格納容器内のエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑤　原子炉格納容器からの漏えい率は１％／ｄとする。⑥　原子炉格納容器からの漏えいは、九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑦　アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率は九五パーセントとする。また、よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果を考慮しない。
⑧　プルトニウムの大気放出量の評価に当たっては、プルトニウムはエアロゾルの形態をとるものとし、フィルタによる除去効率は九五パーセントとする。⑨　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑩　事故継続時間は三〇日間とする。
⑪　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑫　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。


⑬　全身被曝線量の積算値の算出に当たっては、大気拡散条件は大気安定度Ｆ型、水平方向拡散幅三〇度及び平均風速一・五メートル毎秒、放出点は地価上高五〇メートルとする。拡散方向は積算値が昀大となる南南西とし、人口は昭和五〇年の国勢調査結果及び西暦二〇二五年の推定値を用いる。
（２）　解析結果
大気中に放出される放射能量は、よう素約二三〇〇キュリー、希ガス約四七万キュリー及びプルトニウム約五一キュリーである。このよう素及び希ガスの大気放出に伴う被曝線量は、敷地境界外で昀大となる場所において、成人甲状腺約四・五レム、全身約一・四レムであり、全身被曝線量の積算値は、昭和五〇年の人口に対して約一三万人レム、西暦二〇二五年の推定人口に対して約一七万人レムである。プルトニウムの大気放出に伴う被曝線量は、敷地境界外で昀大となる場所において、骨表面、肺及び肝のそれぞれに対し、約○・九九ラド、約○・一九ラド及び約○・二一ラドである。
５　本件安全審査における評価
（一）
事象選定の妥当性
重大事故は、放射性物質の拡大の可能性を考慮し、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ものの中から、原子炉格納容器内放出に係る事故として「一次冷却材漏えい事故」が、原子炉格納容器外放出に係る事故として「一次アルゴンガス漏えい事故」がそれぞれ選定され、技術的に昀大と考えられる放射性物質の放出量を想定して評価されており、他方、仮想事故は、「技術的には起こるとは考えられない事象」及び「重大事故」として取り上げた事象等を踏まえて、より多くの放射性物質の放出量を仮想して評価されているとして、右事象選定は、「評価の考え方」に従うものであり、妥当であると判断した。
（二）　解析方法の妥当性
放射性物質の放出量及び被曝線量の評価は、重大事故及び仮想事故の趣旨に照らして、それぞれ「安全評価審査指針」を参考として、十分厳しくなるような解析条件を用いて行われているとして、右解析方法は、「評価の考え方」に適合するものであり、妥当であると判断した。
（三）　解析結果の妥当性
いずれの解析結果においても、放射性物質の大気中への放出量、厳しい気象条件等を用いて計算された甲状腺及び全身の被曝線量並びに全身被曝線量の積算値は、「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」の定めるめやす線量を十分下回っており、「立地審査指針」に示されている非居住区域及び低人口地帯であるべき範囲は、いずれも本件敷地内に包含されることになり、また、本件原子炉施設は人口密集地帯からも十分離れており、周辺公衆との離隔は十分確保されていると認められることから、本件原子炉施設の立地条件は、「立地審査指針」に十分適合すると判断した。
（四）　結論
以上から、本件安全審査においては、調査審議の結果、本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性について、本件原子炉施設が具体的審査基準に適合し、その基本設計ないし基本的設計方針において、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ものとした。
二　当裁判所の判断
１　解析において用いられた解析条件に特段不合理な点があるとは認められない。２　そして、右解析の結果は、「立地審査指針」及び「プルトニウムを燃料とする原子炉の立地評価上必要なプルトニウムに関するめやす線量について」に示されている非居住区域及び低人口地帯であるべき範囲は、いずれも本件敷地内に包含されることになるというものであったのであるから、公衆との離隔に係る安全性を確保し得るという結論においても、特段不合理な点があるとは認められない。３　以上のとおり、本件安全審査における公衆との離隔に係る安全性についての調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるような看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。
三　原告らの主張について
１　事象選定に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の立地評価のための想定事故の解析評価において想定されている事故の選定が恣意的である旨主張し、その根拠として、ＴＭＩ二号炉事故では、仮想事故を上回る放射線放出が現実に起こったことを指摘する。しかし、立地評価のための想定事故の解析評価は、本件原子炉施設の事故防止対策としての安全設計が妥当であることを確認し、更に「運転時の異常な過渡変化」、「事故」及び「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価によりその妥当性を別の側面から確認した上で、なお本件原子炉施設が、その基本設計及び基本的設計方針において、災害防止上支障がないものであるか否かを判断する一環として、本件原子炉施設と公衆との離隔の確保の妥当性を確認するために行われるものである。
このように、立地評価のための想定事故の解析評価は、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針において災害防止上支障ないものであるか否かを判断するためのものであり、かつ、事故防止対策としての安全設計の妥当性（前記第五）及び各種事故等の解析（前記第六）を前提とするものであるから、これに当たって想定すべき事故は、各種事故等の解析評価において取り扱われた各事故以上のものである必要があるが、基本設計ないし基本的設計方針で採られている事故防止対策をすべて無効とするような事故を想定することは、解析評価の目的に反することになる。したがって、ガードベッセルや原子炉格納容器等の安全防護施設の存在を無視し、あるいは、これらが全く機能しないような場合において初めて発生し得る事故の状態までを考慮する必要はない。
右を前提に考えれば、本件安全審査の立地評価のための想定事故の解析評価における事象の選定が不合理であるということはできないというべきである。
そして、原告らの主張するＴＭＩ事故は、後記（第
八、九）のとおり、原子炉施設の運転管理に起因して発生したものであるから、右の趣旨で行われる立地評価において考慮する必要はない。なお、甲イ一五〇によれば、同事故による周辺公衆の被曝線量は、個人平均で約一ミリレムであると推定されていることが認められるから、右事故により周辺公衆が過大な被曝を受けた事実はない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
２　評価手法に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の立地評価のための想定事故の解析評価について、放出放射性物質の量、放出形態、気象条件、人口条件等の根拠が不明確であり、想定した事象の評価手法が恣意的である旨主張する。


しかし、乙一六・一〇―五―一八頁、一九頁によれば本件安全審査においては、重大事故及び仮想事故については、放射性物質の量、放出形態、拡散、希釈の状況等につき「気象指針」に基づいた評価方法が設定きれていること、仮想事故については、昭和五〇年の国勢調査結果と西暦二〇二五年の人口の推定値が人口条件として用いられていることを確認したことが認められる。
なお、原子炉施設から環境へ放出される放射性物質からの放射線による公衆の被曝の形態は、放射性物質の放出量、放出形態等により種々のものが考えられるが、右解析評価においては、主要な被曝の形態を考慮すれば、必要とされる離隔の程度は十分合理的に判断可能であるから、考えられる被曝の形態のすべてを考慮しないとしても、右解析評価が不合理であるということはできない。したがって、原告のこの点についての主張は理由がない。
四　まとめ
以上のとおり、本件安全審査においては、調査審議の結果、本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性について、本件原子炉施設が具体的審査基準に適合し、その基本設計ないし基本的設計方針において、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ものとしているが、右調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるような看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。
第八　他の原子炉施設における事故について
一　意義
原告らの主張の中には、過去に他の原子炉施設において発生した事故を挙げ、本件原子炉施設においても同様の事故が起こる可能性があるとして、本件原子炉施設
が安全性を欠き、本件許可処分
が規制法二四条一項四号に反する旨主張するかのようにみられる部分がある。しかし、他の原子炉施設は、その程度はともあれ、本件原子炉施設とはその設計、構造、設備を異にするものであるから、他の原子炉施設において発生した事故が直ちに本件原子炉施設において発生するということはできない。もっとも、他の原子炉施設の事故発生の原因となった事象が起こる可能性が本件原子炉施設においても存在し、本件原子炉施設において右事象からの事故の発生、拡大、事故の影響の拡大を防止するための十分な対策が取られていない場合には、当該原子炉施設で発生した事故と同様の事故が本件原子炉施設においても発生し、かつ、その場合に安全性が確保されないといえる場合があると考えられる。本判決においては、本章の第四ないし第七の関連箇所において、適宜、他の原子炉施設において発生した事故に関する原告らの主張を取り上げて判断を示してきたところであるが、本節では、原告らの主張する他の原子炉施設で起きた事故のうち重大なもの又は本件原子炉施設と関連が深いと考えられるものについて、事故の経過と原因を検討した上で、これと同様の事故が本件原子炉施設においても発生する可能性があるか、仮に発生した場合に本件原子炉施設の安全性が確保されない可能性があり、本件安全審査の妥当性が失われるか否かについて判断を示すことにする。
二　チェルノブイリ事故
１　事故の概要及び原因
（一）　事故の概要争いのない事実並びに甲六及び乙イ二四によれば、次のとおりと認められる。チェルノブイリ四号炉は、当時のソビエト連邦ウクライナ共和国のチェルノブイリに設置された熱出力三二〇万キロワット、電気出力一〇〇万キロワットの黒鉛減速軽水冷却沸騰水型原子炉（ＲＭＢＫ）である。一九八六（昭和六一）四月二六日、外部電源喪失によりタービンの蒸気供給が停止された場合、惰性で回っているタービン発電機からの電力で非常用炉心冷却系設備のポンプ等をどの程度稼働させることができるかを確認する試験中、原子炉出力が急激に増大し、これを抑えることができなかったことから、燃料チャンネル及び原子炉上部の構造物が破壊され、燃料及び黒鉛の一部が飛散し、原子炉建置も破壊され、大量の放射性物質が環境へ放出された。
（二）　事故の影響
事故によって三一名が死亡し、また、三〇キロメートル圏内の住民約一三万五〇
〇〇人が避難した
。特定の地域の住民の被曝線量は○・〇三ないし○・〇四レムに達したとみられるが、大多数は○・〇二五レム以下の外部被曝線量であり、急性障害はみられなかったとされている。また、ソビエト連邦によれば、避難住民の外部被曝集団線量は約一六○万人レムとしている（なお、この点については、住民の急性障害が存在したことや、子供を中心に晩発性障害（発がん）が多発していること等を示す証拠も存在するところである。）。
（三）　事故の原因
事故の原因は、①原子炉が炉心特性として低出力運転時には反応度出力係数が正の値となり、正の反応度フィードバック特性を有するにもかかわらず、原子炉緊急停止系の設計が右炉心特性に十分対応したものではなかったこと（設計上の要因）、②運転員に多数かつ重大な規則違反があったなど、運転管理体制及び発電所全般の安全確保に対する意識が極めて不十分であったこと（運転規則違反）にあったことが認められる。
なお、右運転規則違反について、違反ではない、若しくは重大な違反でなく運転員を責めることはできないとする見解のあることが認められるが（甲イ二七、・甲イ一七九、甲イ一九九、甲イ三七二等）、これらの証拠を前提としても、運転員が運転規則と異なる運転を行ったという事実はこれを明らかに認めることができる。
２　本件安全審査との関係


チェルノブイリ四号炉は、ＲＭＢＫであり、ＬＭＦＢＲである本件原子炉施設とは炉型を異にする。そして、右事故の事故原因のうち、①については、本件原子炉施設では、前記（第四、三、２、（一））のとおり、すべての運転範囲において、ボイドが発生することはないから、ボイド係数が正であるという問題は生ぜず、かつ、出力係数は負である。また、甲六によれば、チェルノブイリ四号炉には、反応度操作余裕（チェルノブイリ四号炉は、制御棒の持つ負の反応度は原子炉を緊急停止させるに十分なものであったが、制御棒の挿入速度が炉心の長さに比べて遅く、制御棒を炉心に完全に挿入するには約一八秒を要するものであった。そのため、緊急停止のために必要な負の反応度を速やかに挿入することができずに原子炉の緊急停止に失敗する可能性を回避するため、運転中は常に何本かの制御棒を炉心に挿入しておき、緊急停止の実効性を確保する必要があった。この緊急停止を可能にするため制御棒の挿入が、反応度操作余裕の考え方である。）の確保が必要であったが、本件原子炉施設は、一ないし二秒以内に制御棒を炉心に挿入することができ、反応度操作余裕は必要でないことが認められる。したがって、①の事故原因は本件原子炉施設には当てはまらない。また、②の運転員の規則違反については、運転員の規則違反ではないという見解もあるが、いずれにしても設計上予定されていない運転が意図的にされたことには変わりがないところ、意図的に設計上予定されていない運転がされることは、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関連するものではない。したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
三　ＥＢＲ―Ｉの燃料溶融事故
１　事故の概要と原因
甲イ四六、甲イ三七六及び乙イ七六によれば、次のとおりと認められる。ＥＢＲ―Ｉは、米国アイダホ州の国立工学研究所内に建設されている小型の高速実験炉（電気出力二〇〇キロワット）であり、炉心は四回（マークⅠからマークⅣまで）にわたり取り替えられ、その間、多くの実験が行われた。マークⅡ炉心での運転において、炉心の温度がある温度以上に上昇すると温度係数が正になり、炉心に正の反応度が入ることが判明したことから、一九五五（昭和三〇）年一一月二九日、その原因を解明するために各種の試験が行われた。右試験では、故意に二つの原子炉安全系（出力急上昇時に機能するスクラム及び一次冷却材流量が少ないと原子炉を起動できないようにするインタロック）を外した上で原子炉の出力上昇操作を行い、出力上昇に伴って温度係数が正になり、更に出力が上昇して炉周期が一秒になった時点で、試験担当者が口頭で運転員に急速スクラム（制御棒の急速挿入による原子炉の緊急停止）を指示したが、運転員は誤って低速スクラム（制御棒の通常速度での挿入による原子炉の停止）ボタンを押してしまった。試験担当者は直ちに急速スクラムボタンを押したが、この間の時間遅れが約二秒あったことから、出力が急上昇し’炉心は燃料体積の四〇ないし五〇パーセントが溶融した。
右事故の原因は、急速スクラムを行うべきであったところ、運転員が誤って低速スクラムをしたことにあった。また、マークⅡ炉心が正の反応度をもたらしたのは、燃料の照射に伴う変化の検査のため、燃料要素を取り出しやすいように長手方向のワイヤスペーサを取り去り、かっ、燃料要素の固定を緩くしてあったために、
高温になると燃料要素
が湾曲したためであった。
２　本件安全審査との関係
右事故の原因は、故意に二つの原子炉安全系を外した上で原子炉の出力上昇操作を行ったことにあるが、このように意図的に設計上予定されていない運転がされることは、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針とは関連するものではない。また、前記（第四、一、１、（一）、（４））のとおり、本件原子炉施設の炉心は、燃料要素の外周にワイヤスペーサを設けて相互の接触を防止し、さらに燃料要素を六角形のラッパ管の中に入れ、燃料要素が過度に変形することを防止すると共に、軸方向には自由に膨張できる構造とされているので、燃料要素の過度の変形によって正の反応度が投入され、燃料溶融等に至るおそれは極めて低いといえる。したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
四　エンリコ・フェルミ炉の燃料溶融事故
１　事故の概要と原因
甲イ二六、甲イ四七、乙イ七六及び乙ニ二の七（証人Ｐ９調書七）二一丁表ないし二三丁裏によれば、次のとおりと認められる。
エンリコ・フェル炉は、電力会社（デトロイト・エジソン社）及びメーカ連合体が米国、ミシガン州に設置した、濃縮ウラン合金をジルコニウムで被覆した燃料を用いた商業用ループ型ＬＭＦＢＲ（電気出力六万五九〇〇キロワット）である。一九六六（昭和四一）年一〇月五日、出力上昇試験中、熱出力三万キロワットに達したとき、炉内中性子束変化率の乱れと、一部の燃料集合体出口の冷却材温度の上昇があり、更に原子炉建屋の上部排気ダクト内放射能高の警報が発したため、出力降下操作を行い、手動スクラムで原子炉を停止したが、二体の燃料集合体の融着が確認された。
右事故の原因は、原子炉容器底部の整流板のジルコニウム製カバー（厚さ一ミリメートル、ネジで固定）のうちの一枚が、冷却材の流動により振動、剥離し、これが燃料集合体の冷却材入口を閉塞したため、冷却材流量が低下して燃料温度が上昇したことにあった。
２　本件安全審査との関係
右事故の原因は、要するに原子炉容器内の構造物が脱落して冷却材流路を塞いだことにある。
しかし、本件原子炉施設においては、前記（第四、一、（一）、（４））のとおり、炉心燃料集合体の冷却材入口部分（エントランスノズル）に多数の冷却材流入孔（オリフィス孔）を設け、冷却材流路を多重化することにより、冷却材流路の閉
塞を防止
しており、部品の脱落等により冷却材の流路が閉塞するおそれはない。また、乙一六・八―九―四二頁及び乙イ七六によれば万一燃料が破損した場合でも複数の破損燃料検出装置によってこれを早期に検知し、遅発中性子法破損燃料検出装置の信号が設定値を超えた場合には原子炉は緊急自動停止され、事故を終息できることが認められる。
したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。五　スーパーフェニックスの次系カバーガス中の空気混入によるナトリウム汚染
１　事故の概要と原因
乙イ七六によれば、次のとおりと認められるスーパーフエニックスは、クランスのクレイマルビルに設置されたタンク型の高速実証炉（熱出力三〇〇万キロワット、電気出力一二四万キロワット）である。