②ａ本件原子炉施設は，規制法等に基づき原子炉による災害の防止上支障がないよう十分な安全確保対策が施されると本件安全審査において確認されたのであり，放射性物質の閉じ込め等のために多重防護の考え方に基づいた設計上の考慮がされるとともに，地震等の通常想定すべき外的事象についても安全性が損なわれることがないように設計されており，相当程度の堅固な構造を有する施設である。ｂ控訴人らの主張に係る自爆テロについては，それが起こることについての確たる根拠がない上，そもそもテロ行為に対する安全対応は，我が国全体の治安維持等にかかわる問題である。規制法は，平和利用のための原子炉において災害が引き起こされることがないよう求めるものであって，本件安全審査においては「想定される飛，来物」としてこのようなテロ行為による航空機を想定する必要はない。
③したがって，本件原子炉施設へ航空機が墜落する確率は十分小さいことが確認され，航空機の墜落を「想定される飛来物」として，設計上考慮する必要はないと判断されているのであって，控訴人らの主張は，安全設計審査指針の趣旨を正解しないものであるから失当である。(シ)燃料体に対する本件各変更許可処分の違法事由について
①現在の設計の９行×９列型燃料の破裂について
（控訴人らの主張）
ａ本件原子炉において使用する燃料は，本件処分（当初設計）においては８行×８列型燃料であったが，その後，本件各変更許可処分により，新型８行×８列型燃料，新型８行×８列型ジルコニウムライナ燃料，高燃焼度８行×８列型燃料と変更され，現在の設計では９行×９列型燃料が採用されている。
この燃料の変更の主要な目的は，燃料の装荷から取替までの間の単位ウラン量当たりの累積発熱量（累積発電量）を増大させる「高燃焼度化」によるコスト削減にある。この設計上の燃料の燃焼度は，当初設計の８行×８列型燃料では平均約２７５００ＭＷｄ／ｔ，昀高約３５０００ＭＷｄ／ｔとされていたが，新型８行×８列型燃料では平均約２９５００ＭＷｄ／ｔ，昀高約４００００ＭＷｄ／ｔ，新型８行×８列型ジルコニウムライナ燃料では平均約２９５００ないし３３０００ＭＷｄ／ｔ，昀高約４００００ＭＷｄ／ｔ，高燃焼度８行×８列型燃料では平均約３９５００ＭＷｄ／ｔ，昀高約５００００ＭＷｄ／ｔ，現在の設計の９行×９列型燃料では平均約４５０００ＭＷｄ／ｔ，昀高約５５０００ＭＷｄ／ｔとなっている。なお，設置変更許可申請書上の９行×９列型燃料の炉内昀大滞在期間は８年である。
核燃料の燃焼が進むと燃料被覆管が中性子の照射，酸化及び水素吸収により延性が低下し（つまり脆くなり，他方，被覆管内の燃）料ペレットはガス状の核分裂生成物の蓄積により膨れ，更に出力急上昇時に膨れ量が増加して燃料破損を生じやすくなる。つまり，出力急上昇を招くような過渡変化（反応度の投入）があった場合に燃料破裂を生じやすくなり，燃料破裂による圧力波の発生，その圧力波の大きさが圧力容器の吸収限界を超えたときの圧力容器破裂という事態が生じやすくなる危険性がある。
ｂ反応度事故（暴走事故）の際に燃料の発熱量がどのレベルに達したときに燃料破損を生じるかについては，日本原子力研究所のＮＳＲＲ（NuclearSafetyResearch   Reactor・原子炉安全性研究炉）実験により，健全な燃料については２８５ｃａｌ／ｇが燃料ペレットの溶融による破損の限界とされている（甲３９５の２５５頁。）もっとも，この数値は単独の燃料棒による実験によって得られたものであり，ＮＳＲＲ実験では実際の燃料により近いバンドル体系（複数燃料棒の組み合わせ）の場合破損限界が１５％低下する結果が得られているため（甲３９５の２５４頁，健全な燃料の破損限）界，圧力波発生限界は上記の数値から１５％を落とした約２４０ｃａｌ／ｇと評価されている（甲３９５の２５６頁。なお，燃料被）覆管の穴あき等により内部に冷却水が侵入したいわゆる浸水燃料については，単独燃料棒の場合で９０ｃａｌ／ｇ，バンドル状態で６）。５ｃａｌ／ｇが破損限界と考えられている（甲３９５の２５７頁ｃこれに対し，燃焼の進んだ燃料においては，燃料破損限界となる燃料発熱量が著しく低下することが近年の研究により明らかになった。
これまでＢＷＲ燃料について燃焼の進んだ燃料に反応度を加えて破損に至るか否かの実験は，アイダホ国立工学研究所のＳＰＥＲＴ－ＣＤＣ実験及びＰＢＦ実験，日本原子力研究所のＮＳＲＲ（研究用原子炉の略称）実験が行われているのみである（甲３９６，３９７。）


このＳＰＥＲＴ－ＣＤＣ実験においては，３１８００ＭＷｄ／ｔの燃焼度において燃料発熱の増加分（当初発熱量は差し引く）８５ｃａｌ／ｇで燃料が破損した（甲３９６の１０２５頁，１０３４頁。同じ実験で３２７００ＭＷｄ／ｔの燃焼度で燃料発熱の増加）分１４３ｃａｌ／ｇで破裂したものもある（甲３９６の１０３４頁。また，ＰＢＦ実験では，燃焼度わずか５１００ＭＷｄ／ｔの）燃焼度においても燃料発熱１４０ｃａｌ／ｇ弱（増加分で１２０ｃａｌ／ｇ程度）で燃料破裂に至ったものがあった（甲３９６の１０２５ないし１０２６頁，１０３５頁。更に，ＮＳＲＲ実験におい）ては，１９９７年（平成９年）までの実験では，ＢＷＲ燃料については敦賀原発１号機で使用した燃料（７×７燃料，燃焼度２６０００ＭＷｄ／ｔ）で５回，福島第一原発３号機で使用した燃料（新型８行×８列型ジルコニウムライナ燃料，燃焼度約４５０００ＭＷｄ／ｔ）で２回の実験が行われたが，敦賀原発１号機の燃料では燃料発熱の増加分５５ないし９８ｃａｌ／ｇ，福島第一原発３号機の燃料では燃料発熱の増加分６０又は１２０ｃａｌ／ｇでは燃料破損は生じなかった。
その後，日本原子力研究所において引き続きＮＳＲＲによる実験が行われ，近時その結果が発表されているが（甲３９７，燃焼の）進んだ燃料については通常燃料よりも著しく低い燃料発熱で燃料破損に至ることが明らかとなっている。
そして，燃焼の進んだ燃料における反応度事故模擬実験での破損がペレット－被覆管機械的相互作用（ＰＣＭＩ）による破損である（甲３９７）ことから，破損に影響を与える主要な要素は，燃料被覆管の肉厚（肉厚が大きいほど燃料被覆管が破損しにくい）及び燃料被覆管と燃料の間の空隙（ギャップ（ギャップが大きいほど燃）料ペレットが膨張しても被覆管に力が加わらないので破損しにくい）であると考えられる。
ｄ９行×９列型燃料は，高燃焼度８行×８列型燃料と比較して，被覆管の肉厚は２割弱程度薄く（高燃焼度８行×８列型燃料は約０．８６㎜，９行×９列型燃料はＡ型が約０．７１㎜，Ｂ型が約０．７０㎜，ギャップは同じ（いずれも約０．２０㎜）である。したが）って，９行×９列型燃料の方が高燃焼度８行×８列型燃料よりも燃焼が進んだ場合のＰＣＭＩ破損に強いとはいえない。
また，本件原子炉において９行×９列型燃料の平均燃焼度は約４５０００ＭＷｄ／ｔ，昀高約５５０００ＭＷｄ／ｔとされているが，ここでいう「昀高」とは燃料集合体平均の昀高であって，燃料ペレットとしての昀高燃焼度はこの場合でも７５０００ＭＷｄ／ｔに達するのである（甲３９６の１０１３頁。したがって，平均燃焼度）が約４５０００ＭＷｄ／ｔとなる本件原子炉の現在の設計における燃料取替の時期には，燃焼度約６１０００ＭＷｄ／ｔを超える燃料ペレットが相当量生じている。
ｅよって，現在の設計の９行×９列型燃料は破裂を生じやすいものであるので，当該燃料体に対する本件各変更許可処分は違法であるから，本件処分が違法となる。
（被控訴人の主張）
ａ本件処分と本件各変更許可処分とは別個の行政処分であり，それぞれの処分の要件適合性を認めた被告行政庁の認定判断の内容が異なるから，本件原子炉施設の設置変更許可処分は審理の対象とはならない。
ｂ(ａ)燃料体に対する本件各変更許可処分に係る安全審査においては，９行×９列型燃料の燃料集合体に関し，各構成要素が，原子炉内における使用期間中を通じ，通常運転中及び運転時の異常な過渡変化においても，燃料棒の内外圧差，燃料及び他の材料の照射，負荷の変化により起こる圧力･温度の変化，化学的効果，静的･動的荷重，燃料ペレットの変形，燃料棒内封入ガスの組成の変化等を考慮しても十分な強度を有し，その機能が保持できる設計であることを確認している。また，その強度は，燃料被覆管の肉厚だけでなくその他の要因によっても決まるものであるが，９行×９列型燃料体については，燃料被覆管の肉厚は薄くなる一方で，燃料被覆管に加わる応力が小さくなっていることをもって，これが特に破損しやすいというものではない。
(ｂ)９行×９列型燃料では，燃料被覆管肉厚の変更が行われているが，ペレットのスエリングを考慮しても，ペレット－被覆管機械的相互作用に影響を与えないことが実験により確認されている（乙１４０の８４９ないし８５０頁。）
(ｃ)さらに，ペレットの変形等に基づく燃料被覆管の局所的な歪みによる損傷を減少させる対策としては，高燃焼度８行×８列型燃料と同様に，短尺チャンファ付きペレットの使用，延性の大きなジルコニウムを内張りした燃料被覆管の採用等が行われている（乙１４０の８５９頁。）
(ｄ)したがって，９行×９列型燃料においても高燃焼度８行×８列型燃料と同様にペレット－被覆管機械的相互作用が問題になることはない。
②現在の設計の９行×９列型燃料による暴走事故の危険性について
（控訴人らの主張）
ａ(ａ)本件原発の現在の炉心設計（９行×９列型燃料）のうち９行×９列型燃料（Ａ型）についての発電機負荷遮断・バイパス弁不作動（取替炉心）の過渡変化解析に基づき検討し，スクラム遅れ時間を０．５秒として考えると，過渡変化開始前の原子炉出口蒸気重量率は１７．００％，炉心平均ボイド率は４７．９７％となり，定格よりも低い炉心流量で定格の１０５％の出力を確保するため，蒸気重量率及び炉心平均ボイド率は通常運転時より高くなっている（原子炉蒸気流量＝炉心流量×原子炉出口蒸気重量率となるのであるから，少ない炉心流量で定格の１０５％の蒸気流量を確保するためには，当然，原子炉出口蒸気重量率が通常運転時より高くなる必要がある。）


(ｂ)過渡変化０．５秒時点においては，発電機負荷遮断が発生すると，タービンを守るため，タービン蒸気加減弁が急速閉止し，その結果原子炉圧力が急上昇する。この場合に原子炉の蒸気を逃がすためのタービンバイパス弁が作動しなければ，原子炉圧力の上昇は更に厳しくなる。原子炉圧力が急上昇すると炉心のボイドが急速に消滅し，原子炉出力が急上昇する。本件安全審査に提出され，是認された過渡変化解析では，タービン加減弁は０．０７５秒で急速閉止するとされ，スクラム遅れ時間は０．０８秒とされている。
そこで，発電機負荷遮断・バイパス弁不作動の際の０．５秒後の炉心平均ボイド率を計算すると２７．２１％となる。(ｃ)本件原発の現在の炉心設計において，炉心平均ボイド率が４８．０％から２７．２％まで減少した場合のボイド減少による投入反応度は，サイクル末期では本件原発の現在の炉心のボイド反応度係数から｛－９．４５）＋（－７．７   ｝÷２×（４８．，（）０－２７．２）×１０＝０．０１７８となる。
－４
(ｄ)原子炉出力のピークまでにドップラー効果により補償されるべき反応度はここから１ドル，すなわち遅発中性子比率を差し引いた値となる。本件原発の現在の炉心設計では，サイクル末期の遅発中性子比率は約０．００５３であるから，発電機負荷遮断・バイパス弁不作動・スクラム０．５秒遅れの際に原子炉出力のピークまでにドップラー効果により補償されるべき反応度は，０．０１７８－０．００５３＝０．０１２５である。
そして，本件原発の現在の炉心設計での早期炉心のドップラー効果のグラフから，０．０１１の反応度を補償した場合の燃料温度は１１７０℃となる。加えて，二酸化ウラン（燃料棒。甲２７０）の比熱データによれば燃料温度を通常運転温度（５２０℃）から１１７０℃まで上昇させるのに必要な熱量は４７．０６７ｃａｌ／ｇとなり，更に反応度事故の際には温度上昇時と下降時の発熱はほぼ対称形であること，通常運転温度での燃料の熱量が約３０．９３５ｃａｌ／ｇであることから，この事故時の燃料の発熱量の平均値は，３０．９４＋４７．０７×２＝１２５．０７ｃａｌ／ｇとなる。
(ｅ)燃料の平均発熱量が１２５．０７ｃａｌ／ｇに達したときの圧力容器への影響を考えると，燃焼が進んだ核燃料に関する近時の知見によれば，燃焼が進んだ核燃料は反応度投入があって発熱した場合には７０ｃａｌ／ｇ前後，６２ｃａｌ／ｇ程度で破裂することが判明している。
そうすると，本件原子炉において，燃焼が進んだ段階で発電機負荷遮断，タービンバイパス弁不作動の過渡変化が発生し，その際に０．５秒程度のスクラム遅れがあった場合には，炉心平均でみて１２５．０７ｃａｌ／ｇもの発熱を生じるのであるから，燃料の大半は破裂することなになる。
そして，燃料破裂が生じる場合のエネルギーの変換係数及び圧力波（衝撃圧力）による機械的エネルギーについて計算すると，破裂する燃料の発熱量を平均の１２５．０７ｃａｌ／ｇでみても（実際には発熱量の大きなものから順に破裂するのであるから実際に生じる機械的エネルギーがこれより大きくなることは明らかである，燃料の半分が破裂した場合の機械的エネルギーは圧。）力容器が吸収し得るエネルギーの２６倍以上，燃料の１割が破裂した場合ですら圧力容器が吸収し得るエネルギーの５倍以上の機械的エネルギーが発生することになる。
このような場合，圧力容器が破壊されて破局的な大事故となることは明らかである。
ｂ(ａ)発電機負荷遮断は発電機の比較的軽微なトラブルでも発生し，更に送電線の切断（落雷等により比較的簡単に発生する）によ。っても発生するものであり，原子力発電所のトラブルとしてはかなり頻度の高いものである。そして，タービンバイパス弁の不作動は，当初の安全審査でもその後の安全審査でも一貫して想定されているものであり，安全審査の基準でも発電所の寿命期間中に十分起こり得るものである。控訴人らの想定はこれにわずか０．５秒程度のスクラム遅れ（スクラム失敗）を追加したものに過ぎない。なお，控訴人らが主張する０．５秒程度のスクラム遅れ（スクラム失敗）が技術的には起こり得ることは明らかである。(ｂ)控訴人らが主張する０．５秒程度のスクラム遅れを考慮することが決して非現実的でも解析上不要な要求でもないことは，本件安全審査において是認された過渡変化解析でも，原子炉圧力高スクラムについては０．５５秒のスクラム遅れが考慮され，原子炉水位低スクラムについては１．０５秒のスクラム遅れが考慮されていることからも明らかである。
(ｃ)したがって，控訴人らが主張する発電機負荷喪失・バイパス弁不作動，スクラム０．５秒遅れという事態は原子炉の寿命期間中に起こる可能性が十分にある。
ｃよって，現在の設計の９行×９列型燃料による暴走事故の危険性があるので，当該燃料体に対する本件各変更許可処分は違法であるから，本件処分が違法となる。
（被控訴人の主張）
ａ上記①の被控訴人の主張のａと同じ。
ｂ(ａ)スクラム遅れ時間は，原子炉施設の安全保護系，原子炉停止系の安全審査に係る過渡解析における解析条件の一つであり，設計上考慮される，検出器の応答に要する時間並びに動作装置入力端子までの論理回路及び信号伝達回路の応答に要する時間の合計になる。
このため，各スクラムに要する時間はそれぞれ異なっており，原子炉水位低については水位計で，原子炉圧力高については圧力計で検出しているために圧力等の物理量を電気信号に変換する時間を要することから，これらの時間を適切に評価し，スクラム遅れ時間として考慮することになる。
他方，控訴人らが主張する負荷遮断・バイパス弁不作動時の安全保護系を構成する回路は，タービン・トリップ事象と同様に，電気信号等を伝達するものであるから，安全保護系の回路全体の伝達に要する時間は，一般的にいって長くとも１００分の１秒程度の単位の，いわば瞬時である。
(ｂ)したがって，当該負荷遮断・バイパス弁不動作事象において，上記の検出器の性質を踏まえれば，控訴人らが電気信号による部分の少ない機器に必要なスクラム遅れ時間として主張する０．５秒という仮定は，これを設計上見込む必要がないから，控訴人らの主張は合理的根拠を欠いている。
(ス)本件各変更許可処分に係る現在の設計におけるＬＯＣＡ（冷却材喪失事故）解析の合理性の有無について
①臨界流モデルと対流熱伝達について
（控訴人らの主張）


ａ本件原子炉においては，本件各変更許可処分に基づき，炉心の燃料は当初設計の８行×８列型から新型８行×８列型，新型８行×８列型ジルコニウムライナ，高燃焼度８行×８列型，９行×９列型（Ａ型，Ｂ型）と変更されてきたが，東京電力は，本件原子炉に装荷する燃料をいつでも新型８行×８列型，新型８行×８列型ジルコニウムライナ，高燃焼度８行×８列型に戻すことができる体裁となっている。
そして，上記の各炉心燃料が併存している結果，事故解析もまたそれぞれの燃料を採用した際の解析が併存している。これをＬＯＣＡ解析について通覧すると，解析の結果，特に水位についての解析が当初設計から高燃焼度８行×８列型の際の解析に移る際に全く異なる解析になっている。
ｂ本件処分においては，当初の解析と現在の解析で，(ａ)破断口からの流出計算のモデルを変更したために流出量が少なくなり，事故の展開が全体として緩やかになっていること，(ｂ)蒸気の吹き上げによる冷却材の注入・流出阻害現象（ＣｏｕｎｔｅｒＣｕｒｒｅｎｔＦｌｏｗＬｉｍｉｔｉｎｇ・ＣＣＦＬ）を，従前は炉心へのＥＣＣＳ水の注入を阻害する事象としてのみ扱っていたのに，現在は炉心からの冷却材の流出を阻害して炉心に冷却材を保つ現象と扱って事故経過を極めて緩やかなものにしていることの２点が異なっている。
すなわち，当初の解析では破断口からの冷却材流出量計算にＰ１７の臨界流モデルを用いて計算し，事故後８．７秒で炉心シュラウド外の水位がジェットポンプノズルに達して吸い込みがなくなって炉心流量が急速に減少し，１２秒で炉心シュラウド外の水位が再循環ポンプの吸い込み口に達して原子炉圧力が急激に低下して減圧沸騰により下部プレナムフラッシングが生じるとしていた（乙２の１０－３－３２頁）が，新型８行×８列型燃料採用時の解析で破断口からの流出量の計算をすべて均質臨界流モデルに変更したために炉心シュラウド外水位がジェットポンプノズルに達するのは事故後１０秒，再循環ポンプ吸い込み口に達するのは事故後１５秒に変更され，その後現在に至るまでの解析はすべてそれで統一されている。これは，Ｐ１７の臨界流モデルから均質臨界流モデルに変更したためであるが，これをすべての冷却材について均質臨界流モデルを採用し，全体の流出量を少なくしたことには疑問があり，解析モデルの選択一つにより事故経過が大きく変化すること自体，ＬＯＣＡ解析の信頼性の低さを示している。
ｃまた，当初設計の際の解析及び新型８行×８列型燃料・新型８行×８列型ジルコニウムライナ燃料採用時の解析では，炉心シュラウド内の冷却材は一体として解析され，事故後約３０秒までは炉心（燃料棒）は露出しないとされ，他方，露出した燃料棒の熱伝達係数については，対流熱伝達は断熱（熱伝達係数０）として解析していた。
しかし，高燃焼度８行×８列型燃料採用時の解析から，炉心シュラウド内の冷却材の解析がより細かく行われ，従前炉心シュラウド内の水位が十分高いと解析されていた時点でもそれは燃料頂部でのＣＣＦＬによるものであり炉心の燃料棒は（その下で）露出していることが判明し，結果的により速い時点で燃料の露出が発生することになった。
そうすると，当然にＬＯＣＡ解析はより厳しいものとなることになるが，本件各変更許可処分に際して出された解析では，燃料頂部でのＣＣＦＬの他に，炉心入口オリフィス部（燃料底部）でも炉心の下側にある圧力容器下部の空間である下部プレナムからの蒸気吹き上げによって燃料集合体から下側へ（つまり下部プレナムへ）の冷却材流出を阻害するＣＣＦＬが生じるとして，炉心の冷却材は燃料の下部では失われることがなくつながった燃料被覆管の下部で冷却されるために，これまで断熱（つまり０）としていた燃料露出中の対流熱伝達係数を一気に２００ｋｃａｌ/㎡・ｈ・℃前後にまで上昇させて，結果的に燃料被覆管昀高温度を従来よりも下げる結果（８６６℃から５０５℃に３６１℃も下げた）を導いている。。現在の設計採用時の解析も全く同じ手法を用いて大破断ＬＯＣＡ時の燃料被覆管昀高温度は，９行×９列型Ａ型で５８８℃，９行×９列型Ｂ型で５２１℃とされているので，ＬＯＣＡ解析は誤っている。
ｄよって，本件各変更許可処分に係る現在の設計におけるＬＯＣＡ解析は誤っているから，本件処分は違法である。
（被控訴人の主張）
ａ上記(サ)①の被控訴人の主張のａと同じ。
ｂ安全評価においては，その解析の結果が適切か否かが問題となるのであって，解析結果がどの程度変わるのかを評価する必要はなく，控訴人らの主張は，安全評価の考え方の前提において誤りがある。冷却材の流出において想定される二相流状態（乙１４１の２３１頁）では，Ｐ１７の臨界流モデルが臨界流を過大評価することはＥＣＣＳ性能評価指針が指摘するとおりである（乙１４１の２４６ないし２４７頁）ものの，現行の解析においては，原子力安全委員会等による専門技術的判断に基づき，より現実的で同指針にて使用することが認められた平衡均質流（均質臨界流）モデルに変更しているのであるから（乙１４１の２３１頁，全体の流出量を少なくし）たことは，必要な検討を行った結果によるものである。このように妥当性が確認され採用された解析モデルを使用することにより，結果として事故経過の解析結果に変化が生ずるのは自明である。こうした変化が生ずることをもってＬＯＣＡ解析の信頼性が左右されるかのような控訴人らの主張は，具体的根拠に欠ける。ｃまた，事故直後の一時的な炉心露出の現象については，炉心頂部ＣＣＦＬの解析をより適切に行った結果，上方から落下する水が，炉心頂部のＣＣＦＬ現象を発生させる蒸気流量により落下しないことで発生することが明らかになったものであり，この結果として，蒸気流による冷却効果により露出部でも熱的に厳しくはないことが明らかになったものである。


この炉心露出は，急速な減圧と燃料棒からの受熱により冷却材が蒸発して失われていく過程で発生するものであり蒸発した蒸気は露出部を通過することから，この蒸気流量に見合った対流熱伝達が存在することは自明であり，露出時の対流熱伝達を断熱として評価したのは当初の解析においてむしろ過度に厳しい条件を設けていたためであって，控訴人らの主張は誤解に基づくものである（乙１４２の４ないし３６頁。）
②下部プレナムフラッシングと炉心入口オリフィス部ＣＣＦＬについて
（控訴人らの主張）
ａ(ａ)本件原発のＬＯＣＡ解析は，下部プレナムフラッシングによる冷却と，炉心入口オリフィス部ＣＣＦＬによる炉心冷却材流出の阻害・炉心冷却材の保持を前提としている。これらを前提にしなければ大破断ＬＯＣＡでは燃料被覆管昀高温度が１２００℃を超えて指針の基準を満たさない（この点は後に計算で明示する）上，そのような温度に達すると激しく生じる水－ジルコニウム反応による発熱・燃料被覆管の酸化により炉心溶融が避けられないのである。
(ｂ)しかし，下部プレナムフラッシングも炉心入口オリフィス部ＣＣＦＬも実規模のＢＷＲで現実に生じるか否か，そしてその程度についてはなお実証されていないというべきである。これまでＢＷＲにおける模擬実験としてはＲＯＳＡ－Ⅲ及びＴＢＬがあるのみであり，ＲＯＳＡ－Ⅲは実燃料集合体の２分の１の長さの燃料集合体（参考までにいえば８行×８列型を模擬したもの。電気加熱）４体を実炉の４２４分の１の体積の圧力容器内に挿入したものであり，ＴＢＬは２体の実規模の燃料集合体（電気加熱）を実炉の３８２分の１の体積の圧力容器に挿入したものである。下部プレナムフラッシングは，ジェットポンプを介して炉心シュラウド外の部分とつながっている下部プレナムにおいて，炉心シュラウド外の急速な減圧がジェットポンプ部に伝わり下部プレナムのジェットポンプに近い部分で減圧沸騰を生じてその急激な蒸気発生により下部プレナムの冷却材が炉心に押し上げられるというものである。下部プレナムの冷却材が炉心に押し上げられるか否か，その程度は，減圧沸騰の発生箇所と冷却材の分布，下部プレナムの形状に依存する。
(ｃ)しかし，これらの実験では，考慮されたのは体積比のみであり下部プレナムの形状は全く模擬されておらず（実炉のように半球形でさえなく，ましてや制御棒案内管等の実炉には存在する構造物も全く模擬されていない，体積比で縮小して燃料棒長さは）実炉の半分か実炉長にしたため水平方向では実炉を模擬しているとはいえないため減圧沸騰の発生箇所と冷却材の分布・位置関係も実炉を模擬できていない。
炉心入口オリフィス部ＣＣＦＬは，ブローダウン過程で炉心においても減圧沸騰が生じて，上部に向けて蒸気を押し上げて燃料頂部ＣＣＦＬを生じて，燃料集合体内は冷却材のない空間となっているのにその上には冷却材があるという状態を作るとともに，炉心（燃料集合体）から冷却材が炉心入口オリフィスを通ってその下側の下部プレナムへと流出する圧力を（重力に加えて）生じるのに対して，下部プレナムでの減圧沸騰による蒸気が炉心入口オリフィスを通じて吹き上げてその冷却材流出を阻害するというものである。
(ｄ)したがって，炉心入口オリフィス部ＣＣＦＬの発生の有無，程度は，燃料集合体内での減圧沸騰の程度と下部プレナムでの減圧沸騰の程度及びその分布に依存し，燃料集合体内での減圧沸騰の程度は燃料の出力に依存するとともに，それ以前に下部プレナムフラッシングを生じるとすればその程度にも依存することになる。そうすると，これらの諸要素には水平方向のばらつきが考えられ，やはりこの実験をもって実規模のＢＷＲ炉心の全域で炉心入口オリフィス部ＣＣＦＬが生じることやその程度についての実証とは到底いえない。
また，解析上も，下部プレナムフラッシングについては，９行×９列型Ａ型燃料の場合でも９行×９列型Ｂ型燃料の場合でも同じ解析となるはずであるのに，９行×９列型Ａ型燃料の解析では１回であるが，９行×９列型Ｂ型燃料の解析では下部プレナムフラッシングが２回起こるとされているなど，理論的な解明もできていない。
ｂ(ａ)熱伝達係数を中小破断ＬＯＣＡ解析で現実に用いている２０ｋｃａｌ／㎡・ｈ・℃にした上で，実規模のＢＷＲの炉心全域で起こることやその程度が実証されていない下部プレナムフラッシングについても考慮しないこととした場合の燃料被覆管温度について近似計算をする。
(ｂ)本件原子炉の現在設計である９行×９列型Ａ型燃料の大破断ＬＯＣＡ解析では，事故後１５秒まで高出力燃料集合体の部分の水位が急速に低下し，１５秒時点から急に水位が上昇してしばらく全体が冠水した後に再度水位が下がるとされている。この１５秒時点からの水位上昇が下部プレナムフラッシングの効果である。これがないものと仮定すると，高出力燃料集合体においては１５秒時点でも急速な水位の低下が止まらず遅くとも１７秒時点には中心部が露出すると考えられる。
そこで，１７秒時点から高出力燃料集合体の昀高出力部分（中心部）が露出し，設置変更許可申請書の解析通りに６５秒時点で露出が終了するとした場合の燃料被覆管温度を計算すると，事故後１７秒時点での崩壊熱は定格運転時の４．６％に相当する。そして，事故後１７秒から６５秒までの燃料被覆管温度の上昇を計算すると，炉心露出終了時点（６５秒時点）での燃料被覆管温度は１７０１．０４Ｋ（１４２８℃）となり，指針の基準である１２００℃を軽く超えることになる。
(ｃ)また，同様に９行×９列型Ｂ型燃料について同様の前提で燃料被覆管温度を計算すると露出終了時点（６０．７秒時点）で１６４９．４６Ｋ（１３７６．４６℃）となり，指針の基準である１２００℃を軽く超えることになる。
ｃよって，本件各変更許可処分に係る現在の設計におけるＬＯＣＡ解析は誤っているから，本件処分は違法である。
（被控訴人の主張）
ａ上記(サ)①の被控訴人の主張のａと同じ。


ｂ(ａ)下部プレナムフラッシングは，減圧により水が沸騰するという現象であり，実規模のＢＷＲにおいても，配管破断後に下部プレナム冷却材の飽和圧以下に低下すればフラッシングが起こることは自明であるので，控訴人らの主張は誤りである。
また，フラッシングの程度は主に減圧速度により決まり，この速度は容器体積と，容器内に存在する冷却材の質量の出入りとエネルギーの出入りから求められる冷却材体積時間変化により定まるので，体積比を考慮すれば十分に実機のＬＯＣＡ時減圧速度を模擬することが可能である。
(ｂ)炉心入口オリフィス部のＣＣＦＬについては，単に吹き上げ蒸気により落下水量が制限されるという局所的な現象であるため，ＲＯＳＡ－ⅢやＴＢＬ実験ではなく他の小規模実験において現象発生の有無とその程度を実証されており（乙１４２の１１ないし１７頁，これらの実験により十分に検証され得るものであるか）ら，炉心入口オリフィス部ＣＣＦＬについて発生の有無やその程度が実証されていないとする控訴人らの主張には根拠がない。(ｃ)下部プレナムフラッシングの解析においては，燃料のわずかな圧力挙動等の違い等により，下部プレナムフラッシングの発生回数にこの程度の差が生ずることは工学的及び専門技術的観点から明らかである。９行×９列型Ａ型燃料と９行×９列型Ｂ型燃料のフラッシング挙動の差異については，下部プレナムフラッシングの理論的な根拠を否定するものではないから，控訴人らの主張は前提において失当である。
③シュラウドのひびについて
（控訴人らの主張）
ａ下部プレナムフラッシングと炉心入口オリフィス部ＣＣＦＬが実規模のＢＷＲの炉心全域で生じるか否か，及びその程度は実証されていないが，仮に，これが起こるものとしても，それは炉心シュラウドが健全で炉心シュラウド外の早期に冷却材が流出する部分（ダウンカマ部）と炉心シュラウド内との接点がジェットポンプ（を介して下部プレナム）に限定されるということが大前提である。炉心シュラウドに周方向のひび割れが進展して破断に至った場合，炉心シュラウドの破断口の方がジェットポンプ開口部よりはるかに大きくなり，減圧沸騰は下部プレナムでよりも炉心シュラウド内でより激しく生じることになる。
その結果，減圧沸騰による圧力は下部プレナムから炉心に向けて上向きに働くよりも炉心内から下部プレナムに向けて下向きに働く方が強くなることもあり得，そうすると下部プレナムフラッシングも炉心入口オリフィス部ＣＣＦＬもないという事態になり得る。ｂよって，本件各変更許可処分に係る現在の設計におけるＬＯＣＡ解析は誤っているから，本件処分は違法である。
（被控訴人の主張）
ａ上記(サ)①の被控訴人の主張のａと同じ。
ｂ(ａ)控訴人らの主張に係る下部プレナムフラッシング及び炉心入口オリフィスに影響を及ぼす事態とは，冷却材喪失事故の発生と同時に，炉心シュラウドの全周破断が発生する事態であると解されるが，事業者の行う自主検査により，破断に至る前にひびの発生を確認し得ることから，これらの事態が同時発生することは考えにくく，全周破断が放置されたまま運転されているという状況は想定できないので，控訴人らの主張には根拠がない。(ｂ)また，シュラウドにひびがある状態については，本件原子炉のシュラウドのひびについて十分な構造強度を有しているとする事業者の評価結果が妥当であることが「総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会原子力発電設備の健全性評価等に関する小委員会（第７回」でも確認されており（乙１４３，全周破））断に至ることはない。なお，米国においてもシュラウドにひびが存在する状態で運転するリスクについていくつかの評価がなされているが，このような状態に関するリスクは十分小さいとされている（乙１４４の２頁。）
④熱伝達係数について
（控訴人らの主張）
ａ仮に，炉心入口オリフィス部ＣＣＦＬがあるとしても，その場合の対流熱伝達係数を１０のオーダー（単位はキロカロリー／㎡・ｈ・℃）で期待することは相当でない。現在設計での解析において中小破断ＬＯＣＡの解析では，炉心部の冷却材がなくなった後について対流熱伝達係数を１０ｋｃａｌ／㎡・ｈ・℃程度としているのみならず，それ以前の炉心の下部に冷却材が保持されていると評価されている時点でも対流熱伝達係数は１０１のオーダーとされている（９行×９列型Ａ型燃料の解析では炉心の冷却材がなくなる３７３秒時点より２０秒以上前から対流熱伝達係数は１０１のオーダー：２０前後とされているし，９行×９列型Ｂ型燃料の解析では同様に炉心の冷却材がなくなる３７０秒時点より２０秒以上前から対流熱伝達係数は１０１のオーダー：２０前後とされている。）中小破断ＬＯＣＡの解析で用いている熱伝達係数を大破断ＬＯＣＡ解析では変えているのは，そうしないと安全審査を通る結論を導けないからである。
ｂよって，本件各変更許可処分に係る現在の設計におけるＬＯＣＡ解析は誤っているから，本件処分は違法である。
（被控訴人の主張）
ａ上記(サ)①の被控訴人の主張のａと同じ。
ｂ熱伝達係数は，昭和６１年７月に原子力発電技術顧問会（基本設計）ＬＯＣＡ検討会が報告した「沸騰水型原子炉のＬＯＣＡ／ＥＣＣＳ性能評価コード（ＳＡＦＥＲ）について」においてその妥当性が確認されている各種相関式によって導かれているのであり（乙１３２の５４頁，中小破断ＬＯＣＡと大破断ＬＯＣＡで熱伝達係数）が異なっているのは，減圧率及び炉心露出の時間の違いがあり，大破断ＬＯＣＡの方が吹き上げ蒸気流量が多く，この蒸気流による対流熱伝達の効果が大きいことによって燃料被覆管昀高温度を与える位置での熱伝達係数が大きくなっているためである（乙１３２の１８ないし３３頁。）
したがって，各熱伝達係数の違いは，厳密な計算に基づき生じているものであるから，控訴人らの主張は失当である。
(セ)プルサーマル計画について
（控訴人らの主張）


①東京電力が，本件原子力発電所３号機において，使用済燃料の再処理によって回収されるプルトニウムとウランを混合したＭＯＸ燃料を軽水炉で使用するプルサーマル計画を実施することを予定している。しかし，本件安全審査の段階では，ＭＯＸ燃料の使用を前提とした安全審査を行っていない。
②したがって，本件安全審査には重大な瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
①本件訴訟は，本件原子力発電所１号機の設置許可処分を対象とするものであり，本件原子力発電所３号機に係る処分を対象とするものでないから，控訴人らの指摘する点は本件安全審査とは何ら関係がない。②本件申請は，通常のウラン燃料の使用を前提としたものであり，ＭＯＸ燃料の装荷を想定したものではない。
そして，本件原子炉施設においてＭＯＸ燃料を装荷する場合には，申請者によってあらためて設置変更許可申請がされることになるから，主務大臣はあらためてＭＯＸ燃料についての安全審査を行うことになる。
すなわち，規制法は，原子炉設置許可後に，原子炉の形式，基数等，原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備等が変更される場合を想定し，これらの事項の変更を主務大臣の許可にかからしめている（規制法２６条。）
なお，控訴人らが指摘する本件原子力発電所３号機については，東京電力がＭＯＸ燃料を使用すること等を内容とする原子炉設置変更許可申請をしたのに対し，通商産業大臣が平成１２年３月１５日付けで，規制法２６条の規定によりこれを許可している。
③したがって，原子炉設置許可の安全審査の段階で，ＭＯＸ燃料の使用を前提とした安全審査を行っていないことは，本件安全審査の合理性を何ら左右するものではない。
エ本件原子炉施設の地質・地盤及び地震に関係する安全対策に係る本件安全審査の調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点はあるか否か。また，本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，本件原子炉施設の地質・地盤及び同施設周辺において発生するおそれのある地震が，同施設における大事故の誘因とならず，安全性を確保でき，原子炉等による災害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるか否か。(ア)審査基準に不合理な点があるか否か。
①設計用地震加速度の合理性の有無について
（控訴人らの主張）
」，ａ本件処分後に定められた「耐震設計審査指針（乙１１１）では原発の設置の際の安全審査において，昀大想定地震は解放基盤表面における速度振幅で計算することを原則とすると定めている。しかし，本件安全審査における設計用地震加速度の想定は，現行の「耐震設計審査指針」に適合していないことから，本件安全審査は不合理である。
ｂしたがって，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
ａ本件処分当時，地質・地盤及び地震に係る安全審査に関しては，原子力委員会において，立地審査指針（乙１０）及び安全設計審査指針（乙１４）が策定されていた。
その後，当時の原子力委員会は，本件処分後の昭和５３年９月に，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」を定め，そして，原子力安全委員会は，これを昭和５６年７月２０日に一部改訂して「耐震設計審査指針（乙１１１）を決定した。さらに，原子炉安」全専門審査会は，昭和５３年８月２３日，地質・地盤の手引き（甲１０５）を策定した。これらは，それまでの発電用原子炉施設の耐震設計に関する安全審査の蓄積を踏まえ，これを整理，成文化し，原子炉施設の地質・地盤及び地震に係る審査を客観化するために策定されたものであるが，地質・地盤及び地震に係る審査の基本的な考え方は，本件安全審査当時のものが維持されている。ｂ本件原子炉施設の耐震設計は，現行の「耐震設計審査指針」の策定以前に実施されたものであるが，資源エネルギー庁がとりまとめた「指針策定前の原子力発電所の耐震安全性（平成７年９月」）（乙１１６）において，本件原子炉施設の耐震設計が，現行の耐震設計審査指針に基づいて同指針に定められている設計用昀強地震動及び設計用限界地震動の昀大加速度の数値等を基に審査したとしても，その耐震安全性が確保されるものとなっていることが確認されている。
ｃしたがって，本件安全審査は，現行の「耐震設計審査指針」の考え方に照らしても妥当なものであって，控訴人らの主張は理由がない。
②鉛直地震力の考慮の有無について
（控訴人らの主張）
ａ兵庫県南部明石海峡において，平成７年１月１７日午前５時４６分，北緯３４．６４１度，東経１３５．１７９度の深さ１３．３㎞を震源地としてＭ７．２の地震が発生し（甲２４０，２４１，２４３ないし２４６。以下「兵庫県南部地震」という，既に知られ。）ていた活断層が地震断層として再活動したり，これまで未知だった断層が地震断層として活動したのみならず，周囲の小断層が一斉に活動している（甲２４１，２４５。）
この兵庫県南部地震（Ｍ７．２）では，揺れが水平方向と垂直方向でほぼ１対１となっていた観測点が存在するにもかかわらず，原子力発電所を含めて従来の各種設計基準は，縦揺れを軽視して，横揺れの２０ないし５０％しか考慮しておらず，このような基準の非現実性とそれによる被害が明らかになっている。
ｂしたがって，鉛直地震力について考慮していない本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
ａ控訴人らの主張する被害は，位置，構造等が大きく異なる高速道路や新幹線の橋脚に関するものであり，原子炉施設に被害が生じたわけではない。
また，鉛直地震力の大きさが，施設の被害の大きさに直結するものではないから，異なる施設に関する被害をもって，他の施設に関する設計の不備を根拠付けることができないのは自明の理であり，更にこれら高速道路や鉄道橋梁の耐震設計基準と原子炉施設の耐震設計基準は，異なる点が多く，これらの被害をもって原子炉施設の耐震設計基準の妥当性を論じることは適切ではない。


ｂ原子力施設の耐震設計は「耐震設計審査指針   （乙１１１の６，」５頁）に基づき，基準地震動の昀大加速度振幅の１／２の値を鉛直震度として求めた鉛直地震力を水平地震力と同時に不利な方向に組み合わせて作用させ，評価しているところ，兵庫県南部地震においても水平方向の昀大加速度が発生した時刻においての水平方向に対する上下方向の加速度振幅の比は，それを分析した結果，１／２を大きく下回るものであり「耐震設計審査指針」の鉛直地震力の評，価は（乙１１１の６５頁，兵庫県南部地震に照らしても，その妥）当性が損なわれるものではないことが確認されている（乙１１３の）。２３頁。したがって，控訴人らの主張は理由がなく，失当である
③活断層の評価期間の合理性の有無について
（控訴人らの主張）
ａ「耐震設計審査指針（乙１１１）が対象とする活断層は，基準」地震動Ｓ１に対しては過去１万年の間に活動したもの，基準地震動Ｓ２に対しては過去５万年の間に活動したものに限られているが，これは活動層のトレンチ掘削の研究成果を反映していないものであって，耐震設計上，考慮すべき活断層の評価期間は，不十分である。ｂしたがって，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
ａ「耐震設計審査指針」で示されている耐震設計上考慮すべき活断層の評価期間については（乙１１１の７２ないし７３頁，原子力）安全委員会作成の平成７年９月付け「平成７年兵庫県南部地震を踏まえた原子力施設耐震安全検討会報告書」においても，その妥当性が確認されている。
ｂしたがって，控訴人らの主張は失当である。
④直下地震の想定の有無について
（控訴人らの主張）
ａ鳥取県西部において，平成１２年１０月６日午後１時３０分，同県境港市及びω１１で震度６強の地震が発生した（甲３７１，３７２。以下「鳥取県西部地震」という。この鳥取県西部地震は，。）活断層のないところで起こった内陸直下型の地震（Ｍ７．３）であるから「耐震設計審査指針（乙１１１）においてＭ６．５の直，」下地震を想定するとしていることは合理性を欠いている。また，原子力安全委員会は，鳥取県西部地震の発生を契機に直下地震の想定をＭ６．５では足りないと認め，現行指針を見直す方針を固めている。
ｂしたがって，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
ａ兵庫県南部地震の状況を把握し，詳細に検討を加えた結果，兵庫県南部地震を踏まえても我が国の原子力施設の耐震安全性を確保する上で基本となる「耐震設計審査指針」の妥当性は損なうものではないものと確認されている（乙１１３の２４頁。）
ｂ現行の「耐震設計審査指針」における直下地震の想定は（乙１１１の６６ないし７１頁，過去の地震歴，原子炉施設の敷地及び敷）地周辺の地質・地盤に係る調査等の結果，その近傍に直下地震が発生するという事態が考えられない場合においても，十分な耐震安全性を確保するという見地から，念のためあえてこれを設計用限界地震の一つとして無条件で想定すべきものとされているという性質のものである。しかし，控訴人らの主張は，これらの前提を無視し，単に鳥取県西部地震が活断層がないところで発生したＭ７クラスの内陸直下型地震であるとして本件安全審査の不合理をいうものであって，何ら正当な理由がない。
ｃ原子力安全委員会は，あくまで現行の「安全審査に用いられる関連指針類に昀新の知見等を反映し，より適切な指針類とするために必要な調査審議を行」うことを指示しており（乙１１７，鳥取県）西部地震が発生したことによって直下地震の想定に関する現行の「耐震設計審査指針」の規定が直ちに不合理となったためそれを見直すよう指示したことはないから，控訴人らの主張の前提を欠いている。
(イ)本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，本件原子炉施設の地盤及び同施設周辺において発生するおそれのある地震が，同施設における大事故の誘因とならず，安全性を確保でき，原子炉等による災害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるか否か。
①本件原子炉敷地の支持地盤について
（控訴人らの主張）
ａ本件原子炉敷地の支持地盤となる地層は，泥岩層である西山層であり，本件原子炉敷地全域に分布する。その形成年代は，従前は２００ないし８００万年前に形成されていたとされていたが，昀近は広域火山灰や浮遊性有孔虫による対比等の研究から約１２０ないし３５０万年前と考えられているので，西山層は上部は第三紀層ではなく第四紀層である。
すなわち，本件処分当時には，地質・石油地質学関連分野において，西山層は第三紀の地層と考えられていた。しかし，これ以降の学術的研究の進展の中で，西山層は年代的にはその下底がおよそ３５０万年前，上限は西にいくほど若くなり，西山丘陵地域では１２０万年前後，更にその上位に重なる灰爪層は９０万年前後に堆積したとされたとの見解が定説とされるに至っている。
もっとも，被控訴人は，西山丘陵において西山層の上位の灰爪層中に第三紀－第四紀境界付近に位置する出雲崎火山灰を挟むことを根拠に，いまだに西山層は第三紀の地層であるとするが，出雲崎火山灰を挟む地層が見つかったのは西山丘陵北部であるところ，西山丘陵の北部と南部ではその各層の堆積過程とその形成年代が異なる。北部では第三紀末に圧縮による隆起が起こり，削剥が生じた後，灰爪層の岩相を呈する地層が堆積したが，一方，南部敷地周辺では引き続き，半深海から陸棚の環境で西山層から灰爪層が堆積したものである。北部の層序関係を南部にあてはめて原発周辺の西山層を第三紀層と結論づけることはできない。敷地内の西山層の年代そのものを西山層に挟まれる火山灰層や微化石に基づいて議論するべきである。


なお，東京電力作成に係る昭和６３年５月（平成２年１月一部補正）の本件原子力発電所原子炉設置変更許可申請書（６，７号原子炉の増設）の添付書類六（甲４２５）においても，その敷地周辺地域における西山層が上部は第四紀（更新世）に属するとされている。ｂ本件原子炉施設は，海面下４０ｍまで掘削し，安田層までの土砂を取り去り，基礎地盤である西山層泥岩の上に建設されることとなっている。この西山層は，土と岩石の中間の性質をもつ軟岩と呼ばれるものである。軟岩は重力式ダムの基礎地盤としては不適当とされるが，原子力施設の危険性からいってダムに劣らぬ強度を必要とするというべきであり，これを基礎地盤とすることは不適当である。また，西山層泥岩の物理的特性は，単位体積重量約１．７ｇ／ｃｍ，含水比４６％，一軸圧縮強度１０ないし４０㎏／ｃｍとさ
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れており，したがって，地盤としては軽く，非常に多くの水を含み，軟弱であることを物語っている。原発敷地以外の西山層について地すべり対策や石油掘削のため実施された物理試験で，単位体積重量２．０ｇ／ｃｍ以上，含水比２０％以下の値が得られているの３で，本件原子炉敷地の西山層泥岩は一般のそれより更に劣悪である。さらに，弾性波速度（縦波）の試験では，敷地西山層は毎秒１．７㎞と著しく低い値を示している。堅硬な地盤ほど弾性波速度は早く，第三紀堆積層では毎秒２ないし４㎞であり，中生代や古生代の堆積層では毎秒４ないし６㎞である。本件原発の地盤には不適とされ除去された安田層でさえ弾性波速度は毎秒１．６㎞であり，西山層は，それと大差なく軟弱さは明らかである。
こうした西山層の物理的特性は，堆積年代が上部は第四紀と新しく，また構造運動に伴う潜在割れ目や顕在化した断層や亀裂があり，含水比が高く，弾性波速度が小さくなったものと考えられる。そして，上記数値はいずれも大きなばらつきがあり，西山層の岩質は著しい不均質性がある。こうして本件原子炉支持地盤の西山層は，物性それ自体から見ても不適当である。
ｃしたがって，本件原子炉が建造されている本件原子炉敷地内で，西山層の上部を構成するとされる厚さ約１００ｍのＮ３層はその岩相記載からは灰爪層と判断すべきものであるから（控訴審における証人Ｐ２０（以下「当審証人Ｐ２０」という）の平成１６年５月。２０日付け証言調書（以下「当審証人Ｐ２０調書」という）５な。いし７頁，本件原子炉の支持地盤は第三紀ではなく，脆弱な第四）紀の地層上に建造されていることになり，極めて劣悪であり重大であるので，本件安全審査には看過し難い過誤がある。
（被控訴人の主張）
ａ本件原子炉敷地に分布する西山層の形成年代については，新第三紀及び第四紀前期の境界付近に分布する出雲崎火山灰層等を鍵層とした調査の結果，本件原子炉敷地の位置する西山丘陵では，出雲崎火山灰層が西山層の上位層である灰爪層中に存在し，西山層の上限が出雲崎火山灰層よりも下位にあることが確認されていること等から判断しても，西山層が新第三紀鮮新世の地層であることは明らかである。
なお，乙１５３の５４頁の第Ⅳ－４図（おもな火山灰層とその年代）に記載されているとおり，西山丘陵地域が，西側の西山油帯（本件原子炉施設が含まれる）と東側の中央油帯に区分されるこ。とを前提に，火山灰層の研究に基づく評価によると，それぞれの地域における西山層の昀上部の年代は，西側の西山油帯でおよそ２２０万年前，東側の中央油帯ではおよそ１２０万年前であり，本件原子炉施設の位置する西山油帯の西山層が，およそ１８０万年前より古い新第三紀鮮新世の地層であることが明らかである。ｂ本件原子炉施設の試堀坑内で実施された平板載荷試験の結果，本件原子炉施設の支持地盤（西山層）が有する支持力は，１ｃｍ当２たり６２ないし８５㎏であり，これに対して，本件原子炉施設の自重は１ｃｍ当たり７㎏であること，また，地震時において本件原２子炉施設に働く荷重に，上記自重を加えても，その合計は１ｃｍ２当たり１４㎏にしかならないことが確認されている。したがって，本件原子炉施設の構造物が地盤を押さえる力に対して，地盤が構造物を支える力の方が上回ることから，本件原子炉施設の敷地地盤が本件原子炉施設の支持地盤として十分な余裕を持った支持力を有することは明らかである。
さらに，支持地盤については，変形に対する抵抗力及びせん断抵抗力についても，試掘坑内地盤で実施した現地試験の結果に基づき検討を行うなど，支持地盤としての安全性に問題がないことを確認している。
②本件原子炉敷地周辺にみられる断層について
ａ柏崎平野における安田層の形成時期について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件原子炉敷地の地盤となる西山層の上部に安田層，番神砂層，新砂丘等が堆積しており，本件原子炉敷地内外で安田層，番神砂層，新砂丘に数多くの断層が確認されている。そして，安田層の形成年代は，昀近の広域火山灰調査等による研究により，挟まれるＯｎ－Ｐｍ１（御岳第１テフラ）の火山灰層の広域的な対比から関東の小原台層に相当し，酸素同位体比のステージ区分でいう５ｃ（後期更新世，およそ１０万年前）の地層であると考えられる。
(ｂ)したがって，安田層の形成時期を約１２ないし１４万年前と判断した本件安全審査は，その前提を誤っており，看過し難い過誤がある。
（被控訴人の主張）
(ａ)安田層の地形面及び堆積物の状況，安田層中で発見された花粉及び珪藻の分析結果等の詳細な調査結果によれば，安田層の形成時期は，南関東地方の下末吉層の形成時期（１２万年ないし１４万年前）に相当する。したがって，安田層の形成時期は，別紙１３のとおり，局所的な地殻変動によらずとも現在の高度に分布し得ることから，酸素同位体比のステージ区分でいう５ｅの時期，つまり下末吉期に相当するおよそ１２万年前ないし１４万年前であり（甲４１４，控訴人らの主張する小原台層の形成時期に相）当しないことが明らかである。
(ｂ)また，本件安全審査に関する調査結果においては，柏崎平野周辺において，Ｏｎ－Ｐｍ１（御岳第１テフラ）の存在は確認されていない。


なお，控訴人らの主張に係るＯｎ－Ｐｍ１（御岳第１テフラ）については「火山灰アトラス（乙１４６の８２，８３，１２，」０頁）にこれまでの海面変化史等に関する研究成果がまとめられ，別紙１４のとおり，Ｏｎ－Ｐｍ１（御岳第１テフラ）は小原台層の昀上部の位置に堆積しているとされているが，一般に段丘の形成は海進初期に始まり，海退開始に伴い終わるものであることから，地層の昀上部にあるとされているＯｎ－Ｐｍ１（御岳第１テフラ）は，小原台層を形成した海進が昀も進んだ時期ないしその後の海退直前に噴出したと解される。これに対し，控訴人らの主張するＯｎ－Ｐｍ１（御岳第１テフラ）の火山灰（甲３９４ではＦ１,乙１４５では藤橋１０（Ｆ１０）に相当）は，安田層の初期の堆積時期に当たる下部層で確認されていることから，この火山灰は海進の初期に噴出したこととなり，段丘堆積物中の分布位置からもＯｎ－Ｐｍ１（御岳第１テフラ）に対比することはできない。
(ｃ)したがって，控訴人らの主張は，その前提において誤りがある。
ｂ伏在断層を含む断層活動について
(ａ)柏崎平野の安田層，番神砂層堆積後の断層活動について
（控訴人らの主張）
ｉ本件原子炉の炉心直下には，原子炉建家西側にα断層，中央部にβ断層があり，β断層は安田層を昀大７０㎝切っているが，本件安全審査では炉心直下の断層は再活動しないと判断している。
しかし，兵庫県南部地震の例のように，本件原子炉直下の断層であるα，β断層や砂丘を切る無数の断層及び寺尾の断層が近傍の地震断層に連動して再活動する可能性がある。
すなわち，本件処分後に定められた「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針（昭和５６年７月２０日原子力安全委」員会決定。乙１１１。耐震設計審査指針）の基本方針には「建物・構築物は原則として剛構造にするとともに，重要な建物・構築物は岩盤に支持させなければならない」と明記されてい。る。そこで，本件原子炉直下の断層は再活動しないと断じた本件安全審査は，上記耐震設計審査指針を損なうものである。iiまた，柏崎平野の沖積面は地形変化，平野の地盤の乱れが著しく，安田層，番神砂層下部水成層の標高変化が大きい。本件処分当時は，地層の堆積年代を決定する手法が確立されていなかったが，その後広域火山灰分析の手法や，花粉分析，珪藻化石等の分析手法が確立され，柏崎平野周辺においても，更に地層に含まれる火山灰及び珪藻化石の解析を通じて，その形成年代及び同時期に形成された地層の現在の標高差が判明し，それによって安田層堆積後の断層運動の存在が明瞭になっている。このように柏崎平野は，地殻変動が継続中であって，本件原子炉敷地周辺で見られる断層は，炉心直下の安田層を切る断層を含めて新しい時代における構造性のもの，すなわち活断層と判断される。
本件安全審査においては，椎谷断層，真殿坂断層はリニアメントが見られないとして，また，常楽寺断層は気比ノ宮断層で検討すれば十分として，これらの断層を無視している。しかし，兵庫県南部地震においては，上記のとおりこれまで未知だった断層が地震断層として活動しているので，椎谷断層，真殿坂断層，常楽寺断層はもとより，伏在する断層を考慮した安全審査を実施すべきである。
iiiしたがって，本件安全審査は，柏崎平野の断層活動を無視しているので，看過し難い過誤がある。
（被控訴人の主張）
ｉ本件安全審査においては本件原子炉敷地及びその周辺の広い範囲を対象として，文献調査，空中写真判読を行った上，地表踏査による地形，地質調査を行って，この範囲に存在する断層及び存在が推定される断層を拾い出した。そして，構造性の断層であって，その規模及び本件原子炉敷地との距離などを考慮して，耐震設計上考慮すべき断層と判断される可能性のあるものを選定した結果，別紙１１のとおりの気比ノ宮断層，中央丘陵西縁部断層，真殿坂断層及び椎谷断層が選定された。ii次に，上記４断層について，第四紀後期における活動性を評価し，それに基づいて，断層活動に基づく地震によって本件原子炉敷地に大きな影響を与えると考えられるものが，耐震設計上考慮すべき断層として選定された。また，上記４断層の第四紀後期の活動性の評価に当たっては，第四紀後期の活動が活発かつ大規模な断層は，その断層活動のこん跡として，(一)連続したリニアメントが地表に明瞭に判読される，(二)リニアメント線上及びその近傍の露頭に，第四紀後期にしばしば活動したことを示す断層や地下深部における第四紀後期の断層活動を反映していると考えられる過褶曲構造あるいは撓曲構造が認められる等の地形上，地質構造上の特徴を伴うことに着目した。その結果，本件原子炉施設に関して評価されたのは，気比ノ宮断層であり，同断層が耐震設計上考慮すべき断層と選定された。すなわち，本件安全審査においては，(一)本件原子炉施設の敷地内で実施したボーリング調査等に基づき，１２万年ないし１４万年前に堆積した安田層（乙４の２２ないし２３頁）は敷地全域にわたってほぼ水平に連続していること，(二)控訴人らが真殿坂断層等が存在すると主張する西山丘陵地域には空中写真判読によってもリニアメントは認められず，地表踏査等によっても安田層堆積終了以降における断層活動を示唆する地形や断層露頭が認められないこと（乙４の２０ないし２１頁，）(三)別紙１２のとおり，柏崎平野周辺において第四紀後期に堆積した安田層のうち，堆積後の侵食を免れた部分が段丘面として存在しており，その安田層からなる段丘面が平坦で高度に不連続は認められないことなどが確認されている。
したがって，柏崎平野及び西山丘陵を含む柏崎平野周辺地域においては，少なくとも安田層堆積終了以降，すなわち約１２万年前以降における構造運動に伴う褶曲及び断層活動はないことは明らかであり，同平野下に本件原子炉施設の耐震設計上考慮すべき大規模な断層は，伏在するものか否かを問わず存在する余地はない。そして，本件安全審査においては，本件申請に係る本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針について，上記指針等の知見などに照らして，総合的に検討した結果，α，β断層等の再活動のおそれはなく，地質・地盤及び地震に係る安全性を含めて，本件原子炉施設の自然的立地条件に係る事象は，いずれも本件原子炉施設において放射性物質の有する潜在的危険性を顕在化させるような大きな事故の誘因とはならないことが確認されている。


iiiこれに対し，控訴人らは一般的かつ抽象的に伏在する断層の可能性を指摘するのみであって，柏崎平野下に伏在する断層が存在することについて具体的な根拠を示していない。また，控訴人らは，兵庫県南部地震を援用するが，そもそも兵庫県南部と柏崎平野とは地質・地盤，地形等を異にするのは明らかであるから，兵庫県南部地震をもって柏崎平野に伏在断層が存在するという論旨は全く意味を有しない。
なお，原子力安全委員会は，兵庫県南部地震を踏まえて，耐震安全検討会を設け，平成７年９月に「平成７年兵庫県南部地震を踏まえた原子力施設耐震安全検討会報告書（乙１１３）」をとりまとめているが，兵庫県南部地震によっても耐震安全性に関する審査手法一般についての妥当性が損なわれるものではないと評価されており，本件安全審査の妥当性を示すものである。
(ｂ)複数断層の一斉活動について
（控訴人らの主張）
ｉ兵庫県南部地震では，震源断層の活動で，三つ子地震を起こし，地上で１０本を超える地震断層が出現した。
そして，兵庫県南部地震において震源断層の活動に伴い多数の活断層が一斉に活動したことを，本件原子炉敷地周辺地域に置き換えると，信濃川左岸の「気比ノ宮断層＝鳥越断層群」と「片貝断層群」が一緒に震源断層として活動したり，更に加えて中央丘陵西縁の「常楽寺断層」が一斉に活動する可能性を示すものである。
しかし，本件安全審査においては「気比ノ宮断層＝鳥越断，層群」が単独で地震を起こすことのみを想定して判断している。iiしたがって，本件安全審査は，単一活断層による地震評価にとどまっているので，看過し難い過誤がある。
（被控訴人の主張）
ｉ本件安全審査において，本件原子炉敷地周辺において実施した地形，地質及び地盤に関する文献調査，空中写真判読，地表踏査等に基づき，気比ノ宮断層，常楽寺断層及び片貝断層に関し，その活断層の長さ，連続性について評価を行った結果，互いに異なる背斜軸の翼部に位置するものであることが確認されている。
すなわち，気比ノ宮断層は与板背斜東翼部に，常楽寺断層は中央油帯背斜西翼部に，片貝断層は片貝・真人背斜東翼部にそれぞれ存在が推定されたものである（乙１１２の１０頁の図２。そして，気比ノ宮断層，関原付近の断層（気比ノ宮断層）と片貝断層の間に推定される断層）及び片貝断層は，それぞれ「十分に離れている（比較的相互の距離の大きい）断層であって，その一つ一つが，独立の変位運動をする断層」である。また，常楽寺断層は，上記３断層の関係と比較して，気比ノ宮断層，片貝断層とは更に離れた断層といえるから，これについても一斉活動を考慮する必要はない。
なお，控訴人らの主張は，兵庫県南部地震の六甲－淡路断層帯（六甲山地南東麓から淡路島北部までの活断層群）と本件原子炉敷地周辺地域の地質構造等の違いを全く考慮せず，本件原子炉敷地周辺の断層が一斉に活動することを想定すべきとするものであって，根拠を欠いている。
iiしたがって，本件安全審査においては，控訴人らの主張に係る気比ノ宮断層，片貝断層及び常楽寺断層の一斉活動を考慮する必要はない。
ｃ本件原子炉敷地周辺地域の活断層について
（控訴人らの主張）
(ａ)試掘坑に見られる断層
ｉ本件原子力発電所の基礎地盤には地質調査のために試掘坑が掘削され，断層や節理が調査されている。
本件原子炉では標高１３０ｍ地点で十字型に延長２００ｍの試掘坑が掘削されている。本件原子力発電所の他の炉でも同様の試掘坑が掘削され，展開図として調査記述された総延長は１８０４ｍであり，粘土を挟む節理，断層の箇所数は３８９，面の癒着した断層９１，粘土を挟まない節理４０７，合計８８７もの多数になっている。
西山層は，軟岩であることから，節理や面の癒着した断層は圧密や火山岩の冷却過程で生じたものではあり得ず，地殻構造運動の結果を反映したものである。なお，本件原子炉の調査とそれ以外の２号機以降の調査との間では調査方法や記述内容に大きな差異が見られ，全体像判断の妥当性が疑われる。ii試掘坑で確認された多数の断層のうちで第四紀層までの追跡調査を実施したのは，本件原子炉のα，β断層，本件原子力発電所５号機のＦ３，Ｖ２断層，同７号機のＬ１,Ｌ２断層とａ・ｂ断層の８本のみで，調査結果は断層変位は安田層内にとまっているとして，番神砂層堆積後の断層活動はないと判断している。
しかし，多数存在する断層のうちで試掘坑に表われる断層は一部であり，そのうちのごく一部の抽出で追跡調査し，ほかも同じと判断することは調査方法として問題である。
炉心部に掘削された試掘坑中に見られる節理や断層などは，個別に評価するより，いかなる応力条件により形成されたかを統一的に評価判断すべきである。そうした方法であるπダイヤグラムを上記試掘坑の調査結果について作成し検討すれば，北西～南東方向の走向がきわめて明瞭に卓越しており，同一構造）。運動で形成されたものであることが明白となった（甲２２２これは，本件原子炉直下のα，β断層も同様である。よって，α，β断層のみを抽出して評価・判断したものは誤りであり，これらの断層は構造性のものであると判断すべきものである。
(ｂ)滝谷の断層
ｉω１２では，西山層と番神砂層が断層で接している露頭がある。この露頭は真殿坂断層の活動が番神砂層堆積後も続いている証拠である（甲１００の１０頁。）
東京電力は，本件申請後に反対運動の指摘を受けて追加調査を実施し，地すべりによるものと判断している（乙３の６－２１２頁以下。しかし，東京電力の当該見解は，地下のボ－リ）ングやトレンチ調査に基づくものではなく，地表の露頭調査からの推定でしかなく，地すべりにこじつけているものである。iiこれは，西山層から番神砂層までを切る断層であり，地すべりではなく，地殻変動による断層である。そして，鏡肌が認められるので，同断層は番神砂層をも切断しており５万年よりも新しい時期に活動したものと考えるべきであるから，滝谷の断層は構造性のものと判断すべきである。
(ｃ)本件原子炉敷地内外の安田層や番神砂層を切る断層ｉ本件原子炉敷地内外の第四紀層である安田層や番神砂層が見られる露頭では無数の断層を確認できる。
東京電力は，これら断層のうち敷地内で１７か所，敷地外で１９か所を抽出し露頭調査を実施した結果，断層の走向傾斜がまちまちである，地形に調和，地すべり判断理由に合致する等を理由にすべて地すべりによるものであり構造性のものではないと判断している。


東京電力が調査した断層は，本件原子炉敷地内外に存在する安田層や番神砂層を切る断層のうちのごく一部でしかない断層の抽出調査とそれに基づく応力解析は必ずしも全体を代表するものではなく，また大間隔のボ－リング調査で地盤の落差を確認できるものではない。
すなわち，本件原子炉敷地外で調査した断層はすべて露頭調査のみで，地盤の落差を確認していない。真実解明のためには，敷地内外の第四紀層である安田層や番神砂層の断層をトレンチ掘削するなどして第三紀層との関係を直接観察する必要が絶対条件となるが，全く実施していない。
ii本件原子炉敷地内外の安田層や番神砂層等の新しい堆積層で見られる断層は，個別に評価するよりいかなる応力条件により形成されたかを統一的に評価判断すべきである。
東京電力の本件申請書に記載された敷地内の番神，安田の断層と寺尾の断層については，上記πダイヤグラムを作成して検討した結果，北西ないし南東方向の走向がきわめて明瞭に卓越しており，同一構造運動で形成されたものであることが明白となった。
これらを統一的に説明するものに，(一)西中通から寺尾まで原発を含む一帯が同一の地形条件から巨大な地すべりを起こしている，(二)褶曲に伴う構造運動の二つが考えられるが，基盤岩の地形から上記ｉの地すべり説はあり得ない。よって，構造運動が番神砂層堆積時までも続いているのである。
これらの運動は試掘坑の西山層の断層等とも同一の構造運動である。また地盤の椎谷層から番神砂層を同時に切る寺尾の断層とも共通である。これは，原子炉直下で地殻構造運動に伴う断層の活動の危険性が極めて高いことを示すものである。(ｄ)したがって，本件原子炉敷地周辺地域の活断層の危険性を全く無視した本件安全審査には看過し難い過誤，欠落がある。
（被控訴人の主張）
(ａ)控訴人らの主張に係る本件原子炉敷地周辺地域の活断層は，それ自体断層ですらないもの，又は，断層であっても地震の原因にならない地すべり性の断層にすぎないもの，あるいは，構造運動に起因した断層であってももはや活動するおそれのないものであること，敷地周辺の露頭に認められる断層も地すべり性のものと判断されるものである。
(ｂ)したがって，本件安全審査の合理性を左右するものではない。
ｄ寺尾断層について
（控訴人らの主張）
(ａ)寺尾断層は，本件原子炉敷地から北東に６００ｍの位置にあり，椎谷層，安田層，番神砂層の三つの地層を切る構造性の断層であって（甲２２１，地すべりによるものではなく，上記断層）を引き起こした西山丘陵地域の地殻構造運動は，第四紀後期以降も継続していた。
寺尾断層は，安田層の泥炭層での変位量は約１２０㎝であるのに対し，椎谷層の上限面及び同火山灰での変位量は約１４０㎝であり，下の地層ほど変位が大きくなっている。このことは断層変位の累積性，その断層活動が繰り返し生じていることを示しており，寺尾断層は新しい時期の活断層である。そして，寺尾断層は，５万年前以降の活断層であって，これを引き起こした構造運動は，この地域の地質構造の一大特徴である活褶曲に関係している（甲１０４。）
すなわち，寺尾断層の変異量は，火山灰質砂岩層を基準として測定されているところ，ｉ火山灰質砂岩は，断層面の両側（東西）において連続して存在しており，それが同じ時期に堆積したものであることが明らかであること，ii椎谷層の上限面及び安田層の黒褐色亜炭層を変位基準とした場合の変位量と調和すること，iii同地層の上下における層序・層厚が断層面の両側で一致していることから，火山灰層を鍵層として変位を測定すれば，安田層の泥炭層での変位量は約１２０㎝に対して，椎谷層の上限面及び火山灰での変位量は約１４０㎝で，変位は累積していることになる。さらに，約４万６千年前の堆積層である番神砂層を切っているので，寺尾断層は，５万年前以降に活動した活断層と判断することが正しいのである。
(ｂ)ところで，断層が構造性か地すべり性かについて，枝分かれが下からか上からかで判断できるとの被控訴人の主張は誤りである。実際に，構造性断層が上から枝分かれしている例は極めて多いから，地質学の世界でこうした判断基準などあり得ない。寺尾断層は，地形的には尾根側が，地質構造的には背斜の軸側が落ちる高角正断層であることから，地すべりによるものではない。そして，寺尾断層は，背斜軸に並走する縦走断層であり，圧縮応力場で形成されていることから褶曲構造の成長，プレートの運動と関係があると判断することが自然である。
なお，椎谷層を切る断層は，安田層形成前に活動し，断層による急崖が存在して，安田層堆積後に発生した地すべり時に，この開口していた旧断層亀裂に落ち込んだとする論理はその断層の産状の検討からしてあり得ない。
(ｃ)本件原子炉敷地周辺地域を含む西山丘陵において，活発な褶曲運動が続いていることは地質学研究者の一致した見解である（甲１０４，２２３。そして，本件原子炉施設の設計に際して）掘削抗中に見られる断層や節理の走向が北西から南東方向に卓越していることが認められている。したがって，寺尾断層が構造性のものであり，地すべりによるものでないことは，上記変位の累積という事実及び同断層が地形的には尾根側が，地質構造的には背斜の軸側が落ちる高角正断層であることなどの特徴からも明らかである。そして，寺尾断層は，後谷・宮川背斜の成長を示すものであり，同一構造上に設置されている本件原発の支持地盤で断層が発生したり，既存の直下断層が再活動することで地盤が喪失する危険性を示すものである。
しかし，本件安全審査においては，西山丘陵の地殻構造運動は第四紀後期以降は存在しない，つまり安田層の堆積時には構造運動があったが，番神砂層堆積後の構造運動はなかったという前提で判断しているが，寺尾断層の発見によりその前提が崩れている。(ｄ)したがって，本件安全審査は，寺尾断層に対する審査を欠いているので，看過し難い過誤がある。
（被控訴人の主張）
(ａ)一般に構造性の断層によって地層が切られる場合，古い地層ほど断層によって変位を受ける回数が多くなるため変位量は累積する。また，構造性の断層は地球内部から生じる応力によって地下深部で発生し地表に向かってのびるものであるから，断層が枝分かれする場合には，下方から上方に向かって枝分かれする特徴を有する。
(ｂ)寺尾断層については，上記活断層の特徴である変位の累積性は認められないこと，断層が上方から下方に向かって枝分かれしていることなどの構造性の断層と符合しない特徴を伴うものであるから，本断層は地すべり性の断層である。


(ｃ)１２万年ないし１４万年前に堆積した安田層は敷地全域にわたって，ほぼ水平に連続していること，西山丘陵地域には空中写真判読によってもリニアメントは認められず，地表踏査等によっても安田層堆積終了以降における断層活動を示唆する地形や断層露頭が認められないこと等が，本件安全審査において確認されていることから，柏崎平野及び西山丘陵地域を含む柏崎平野周辺地域においては，少なくとも安田層堆積終了以降，すなわち１２万年ないし１４万年前以降における構造運動に伴う褶曲及び断層活動はないことは明らかである。
なお，寺尾断層についての判断は，原子力安全委員会にも報告され，妥当なものとして了承されている（乙１１４。）
ｅ歴史地震の選定について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査に用いられた過去の地震は，１６１４年１１月２６日の越後高田の地震と１８２８年１２月１８日の越後三条の地震だけであるところ，越後高田の地震は日本海側の地震ではないし，また，越後三条の地震よりも本件原子炉敷地に大きな影響を与えた地震として，ｉ１７５１年５月２１日の越後・越中の地震（Ｍ７．０ないし７．４，ii１８４７年５月８日の善光寺地）震（Ｍ７．４，iii１８４７年５月１３日の越後頸城郡の地震）（Ｍ６．５）の３地震を見落としている。
(ｂ)本件安全審査においては，過去の地震として対象としたのは，昀近４００年足らずのものでしかなく，資料も不十分である。(ｃ)したがって，本件安全審査は，歴史地震の考慮が不十分であり，看過し難い過誤がある。
（被控訴人の主張）
(ａ)本件安全審査においては，過去の地震歴によって，耐震設計上考慮すべき地震を選定するには，原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤において過去に発生した地震につき，そのＭや震央距離等に基づいて，金井式（地震のＭと震源距離から昀大加速度を推定する式。以下「金井式」という）により，同施設の敷地地盤。における地震動の推定昀大加速度（以下「推定昀大加速度」という）を算出した。
その結果，同様の地震が将来再び発生した場合に，本件原子炉敷地に昀も大きな影響を及ぼすと判断され，選定された地震は，推定昀大加速度が昀も大きい１６１４年の越後高田の地震（Ｍ７．７，推定昀大加速度１６０Ｇａｌ）である。
すなわち，歴史地震の選定については，本件原子炉敷地に影響を与えたものを選定するものであるところ，越後高田の地震については，この地震が日本海側の地震でないとの説はいくつかの文献で見られるものの，高田における被害の記事があることから，本件原子炉施設の耐震設計上考慮する昀大加速度振幅を安全側に評価する観点に基づき，あえて本件原子炉敷地に近い日本海側で発生し，敷地に影響を与えた地震と評価されたものである（乙２の６－５－３，４，１８頁。たとえ，この地震が日本海側の地）震でなかったとしても，そのことが本件安全審査の妥当性を損なうものではない。
(ｂ)また，本件安全審査においては，控訴人らが越後三条の地震（乙２の６－５－１８，２８頁）よりも本件原子炉敷地に大きい影響を与えたとするｉ１７５１年５月２１日の越後・越中の地震，ii１８４７年５月８日の善光寺地震，iii１８４７年５月１３日の越後頸城郡の地震（Ｍ６．５）についても検討された結果（本件申請書添付書類六（乙２の６－５－２０ないし２３頁，各地）震は地震規模と震央距離からその敷地地盤における地震動が評価され，本件原子炉敷地に及ぼす影響は越後三条の地震を上回るものではないと判断されたものであり，これらを「見落とした」との控訴人の主張は全くの誤りである。
なお，越後高田の地震，越後三条の地震等の評価と同様に上記ｉないしiiiの各地震について，その地震規模と震央距離に基づき（(ａ)の地震については，仮に控訴人らの主張する地震規模Ｍ７．０ないし７．４を用いて）金井式とシードの図表により敷地地盤における昀大加速度値を求めると，それぞれ１００Ｇａｌ，５０Ｇａｌ，８０Ｇａｌにすぎず，越後高田の地震，越後三条の地震の昀大加速度値１６０Ｇａｌ，１３０Ｇａｌを上回るものとはならない（乙２の６－５－２８頁。）
(ｃ)本件申請書の添付書類六（乙２の６－５－２０ないし２３頁）には，８６３年以来の２９地震に関する情報が記載されているので，歴史地震の選定に関する資料も十分である。
ｆ日本海東縁プレート境界について
（控訴人らの主張）
(ａ)プレートテクトニクス理論は，地球の表層部分（リソスフェア）がいくつかの堅い板（プレート）に分かれており，それがほとんど変形することなしに相互に水平運動（球面上の回転）をしているという考えに基づく理論である。そして，プレート運動に起因する地震（プレート型地震）が発生することは確立された理論である。当時の通商産業省資源エネルギー庁作成の「原子力発電所の耐震安全性」と題するパンフレット（甲２９６）にもプレート型地震のメカニズムが説明されている。
国土地理院が平成６年４月から１１０地点の測点でＧＰＳ（汎地球測位システム）による観測をした結果，日本列島の地殻水平変動が精密に観測され（甲３００，別紙１０のとおり，日本海）東縁プレート境界の南部の位置が佐渡島の東を通って新潟市付近から信濃川に沿って松本市に至り，同所から静岡に続くことが裏付けられた。
これによれば，北から，
ｉ１９４０年８月２日積丹半島沖地震（Ｍ７．５）
（北緯４４．３度，東経３９．５度）
ii１９９３年７月１２日北海道南西沖地震（Ｍ７．８）
（北緯４２．８度，東経１３９．２度）
iii１９８３年５月２６日日本海中部地震（Ｍ７．７）
（北緯４０．４度，東経１３９．１度）
iv１８３３年１２月７日山形沖地震（Ｍ７．５）
（北緯３８．９度，東経１３９．２５度）
ｖ１９６４年６月１６日新潟地震（Ｍ７．５）
（北緯３８．４度，東経１３９．２度）
vi１８２８年１２月１８日三条地震（Ｍ６．９）
（北緯３７．６度，東経１３８．９度）
vii１８４７年５月８日善光寺地震（Ｍ７．４）


（北緯３６．７度，東経１３８．２度）
の各地震が，日本海東縁プレート境界型の地震として理解することができる。
これらの７回の地震の平均ではＭ７．４５となるから，日本海東縁プレート境界での地震としては，Ｍ７．５程度の規模の地震実績が存在する。
なお，測地学審議会は，平成９年６月，日本海東縁プレート境界を構成するフォッサマグナ＝糸魚川－静岡線でＭ８．０規模の地震が発生する可能性があることを指摘している（甲２９７。）(ｂ)本件安全審査の対象となった中央丘陵西縁部断層（常楽寺断層，信濃川西縁断層（気比ノ宮断層）及び信濃川東縁断層（悠）久山断層）は，日本海東縁プレート境界から派生した地表地震断層と推定され，これらの各活断層による地震は，プレート境界型の地震を想定しなければならず，その規模は上記７回の地震の平均値であるＭ７．５を想定すべきである。
なお，国土地理院から地震予知連絡会に対し，平成１３年２月１９日，日本海東縁部の地殻活動に関する報告があったが，プレート境界の存在が確認されている。
(ｃ)したがって，本件安全審査は，プレート境界型の地震を想定していないので，看過し難い過誤がある。
（被控訴人の主張）
(ａ)日本海東縁プレート境界の存在及び位置については諸説があり，定説となっているわけではなく，控訴人らの主張はその前提を欠いている。
すなわち，控訴人らは，いまだ確認されていないプレート境界をあえて仮定した上で，その位置の近辺で発生した地震を「プレート境界型の地震」として単に列挙したものにすぎない。なお，控訴人らが指摘するパンフレット（甲２９６）３頁欄外注にも「ユーラシアプレートと北米プレートの境界は未確認」であるとされている。
(ｂ)本件原子炉施設の安全性に影響を与えるような大地震は，その発生機構を問わず一般に同一地域で繰り返し起こると認められていることから，当該敷地あるいはその近傍に影響を与えた過去の地震の調査を十分に行うことが重要であり，地震の規模については，過去の地震や活断層により生じる地震からあくまで地域毎に判断すべきものである。
そして，活断層により生じる地震の地震規模の推定には活断層の長さから地震規模を推定することが妥当であり，本件安全審査において，敷地周辺における活断層調査を十分に行い，敷地に昀も影響を与える活断層の長さを１７．５㎞，その地震規模をＭ６．９と推定していることに何ら問題はない。本件安全審査では，控訴人らの主張に係る「プレート境界型の地震」についても，１９６４年の新潟地震，１９２８年の三条地震，１８４７年の善光寺地震が考慮されているというべきである（乙２の６－５－２０ないし２３頁。）
なお，控訴人らは，日本海東縁プレート境界から派生した地表地震断層から生じる地震の規模をＭ７．５以上と想定しているが，一般に各断層から生じる地震の規模は各断層の長さに基づいて算定されるものであって，断層の成因を論じ，日本海東縁プレート境界から派生したものであるか否かによって，当該断層から生じる地震の規模の算定が左右されるという控訴人らの主張は合理性がない。
ｇ長岡平野西縁断層について
(ａ)長岡平野西縁断層の活動について
（控訴人らの主張）
ｉ地震調査研究推進本部は，平成１６年１０月１３日，次の内容の「長岡平野西縁断層帯の長期評価について」と題する報告書（甲４５１。以下「本件断層帯報告書」という）を発表した。。
(一)断層帯の位置及び形態
長岡平野西縁断層帯は，新潟県新潟市の沖合から小千
谷市にかけて，南北方向に延びている。長さは約８３ｋｍで，断層の西側が東側に対して相対的に隆起する逆断層である。
(二)断層帯の過去の活動
長岡平野西縁断層帯の平均的な上下方向のずれの速度は，３ｍ／千年程度の可能性があり，昀新の活動は１３世紀以後にあったと推定される。活動時には，断層の西側が東側に対して相対的に約２ｍ以上隆起したと推定される。長岡平野西縁断層帯の平均活動間隔は約１千２百－３千７百年であった可能性がある。
(三)断層帯の将来の活動
長岡平野西縁断層帯は，全体が一つの区間として活動した場合，Ｍ８．０程度の地震が発生する可能性がある。その時，断層の近傍の地表面では西側が東側に対して相対的に約６－７ｍ高まる段差や撓みが生ずる可能性がある。長岡平野西縁断層帯の昀新活動後の経過率及び将来このような地震が発生する長期確率は今後１００年以内の地震発生確率９％以下，同５０年４％以下，同３０年２％以下である。本評価で得られた地震発生の長期確率には幅があるが，その昀大値をとると，今後３０年の間に地震が発生する可能性が，我が国の活断層の中ではやや高いグループに属することになる。
(四)今後に向けて
長岡平野西縁断層帯は複数の断層からなる長大な断層帯であるが，鳥越断層以外は活動履歴に関する詳しい資料が得られていない。特に，大河津分水路以北では第四紀後期の活動履歴に関する資料が，また，海域では断層の位置に関する資料を含めて不足している。したがって，これらについての精度良いデータを集積させて，活動区間を明確にし，昀近の活動履歴や平均活動間隔を正確に把握する必要がある。また，本断層帯周辺では測地学的研究を通して非地震性の地表変形の存在が指摘されてきている。これらの実態を調査し，本断層帯との関係を明らかにする必要がある。
ii気比ノ宮断層は，長岡平野西縁断層帯に含まれるが，本件安全審査では，長岡平野西縁断層の活動による地震は検討されていない。
地震調査研究推進本部の「Ｍ８．０程度の地震が発生する可能性がある」との指摘は，本件安全審査の想定地震が誤りであったことを示すものである。
すなわち，長岡平野西縁断層帯の活動により長岡市ω１３の地点でＭ８の地震が発生した場合の本件原子炉の揺れを安全審査で用いたと同じ金井式で算定すると，震源深さ５ないし２０ｋｍについて，１１５４ないし７０４Ｇａｌとなる。この値は，設計に用いた３００Ｇａｌや限界地震で想定した４５０Ｇａｌを大きく超えるものである。本件原発は，長岡平野西縁断層帯のＭ８地震には耐えられないことが明らかとなったのであり，これを想定していない本件安全審査の誤りは明確である。iiiしたがって，長岡平野西縁断層帯を考慮していない本件安全審査は，看過し難い過誤がある。
（被控訴人の主張）
ｉ地震調査研究推進本部は，平成７年に発生した兵庫県南部地震を契機として制定された地震防災対策特別措置法（平成７年法律第１１１号）に基づき，総理府に設置（現在は文部科学省に設置）されたものである（甲４５１。）


本件断層帯報告書は，地震防災対策の強化，特に地震による被害の軽減に資する地震の調査研究の推進を目標に，全国の活断層が一定の基準に従い一律に評価されるものであり，長岡平野西縁断層帯の評価についても，約２００万年前以降活動した可能性がある断層を一律に活断層帯とみなし，同断層帯全体が一つの区間として活動した場合を想定して評価している。そこでは，同断層帯全体が一斉活動する可能性について，必ずしも，過去の地震歴や同断層帯を構成する各断層に関する子細な調査を元に判断されているわけではなく，同報告書の「今後に向けて」においては「長岡平野西縁断層帯は複数の断層からなる，長大な断層帯であるが，鳥越断層以外は活動履歴に関する詳しい情報が得られていない。特に，大河津分水路以北では第四紀後期の活動履歴に関する資料が，また，海域では断層の位置に関する資料を含めて不足している」としており「２．２。，（５）活動区間」においては「本断層帯における活動区間に，関する直接的資料は得られていない「２．１（２）断層面。」，の位置・形状」においては「北方の海域内における断層の位，置に関しては，調査が不十分で，正確に把握されていない側面がある」としている。このことは，推進本部が長岡平野西縁。断層帯を構成するとして評価した角田山東縁断層，鳥越断層，関原断層，片貝断層，逆谷断層及び親沢断層等の各断層のうち，第四紀後期の活動履歴の詳細が明らかとなっている活断層は，鳥越断層（本件安全審査における気比ノ宮断層）に限られることを意味するものであって，これらの断層が第四紀後期に一つの区間として活動したことを述べているものではない。ii本件安全審査においては，本件原子炉敷地及びその周辺の広い範囲を対象として，文献調査，空中写真判読を行った上，地表踏査による地形，地質調査を行って，この範囲に存在する断層及び存在の推定される断層が抽出されている。その上で，第四紀後期以降に活動し，今後も活動する可能性のある断層が耐震設計上考慮すべき活断層として選定されている。このような観点から，第四紀後期に明らかな活動がある断層であり，その規模及び同敷地との距離などに基づき同敷地に昀も影響があるものとして，気比ノ宮断層（鳥越断層）が耐震設計上考慮すべき活断層として選定されている。このような本件安全審査における気比ノ宮断層の評価は，別紙１５のとおり，地震調査研究推進本部の上記評価内容に照らしても，覆るものではない。そして，本件安全審査では，気比ノ宮断層の長さを１７．５㎞と評価している。
すなわち，当初，その北限については，地体構造的に見た場合には，信濃川に沿ってさらに，北北東方向に同一の断層系に属する別の断層が雁行配列する可能性は否定できないとされた（乙４の２１頁）が，現在の知見では，雁行配列する活断層は存在せず，気比ノ宮断層と同時に活動する可能性は否定できると判断されていることから，同断層の北部において第四紀後期以降における活動を考慮すべき活断層が延長するものでないことは明らかである。また，気比ノ宮断層の南限については，ω２から南に明瞭なリニアメントが認められず，地層の過褶曲構造が認められないことから，ω２以南にはその地下に昀近活動した断層を推定する必要はないと判断されている。
さらに，本件安全審査においては，本件原子炉施設の敷地周辺において実施した地形，地質及び地盤に関する文献調査，空中写真判読，地表踏査等に基づき，気比ノ宮断層及び片貝断層に関し，その活断層の長さ，連続性についての評価を行った結果，互いに異なる背斜軸の翼部に位置するものであることが確認された。これは，気比ノ宮断層は与板背斜東翼部に，片貝断層は片貝・真人背斜東翼部にそれぞれ存在が推定されたものであって（乙１１２の１０頁の図２，気比ノ宮断層，関原付近）の断層（気比ノ宮断層と片貝断層の間に推定される断層）及び片貝断層は，それぞれ「十分に離れている（比較的相互の距離の大きい）断層であって，その一つ一つが，独立の変位運動をする断層」であると判断されているものである。
iiiこのように本件安全審査における活断層評価は，推進本部の評価において「長岡平野西縁断層帯」としてひとまとまりにされている各々の活断層について，地表踏査等に基づく第四紀後期における活動性の詳細な検討を行っているものであり，より詳細なデータといえるのであるから，本件安全審査における活断層評価が推進本部による評価結果と異なるものであったとしても，工学的判断に基づく本件安全審査の合理性が左右されるものではない。したがって，本件断層帯報告書は，本件安全審査における活断層評価に影響を及ぼさないというべきである。(ｂ)長岡平野西縁断層帯と日本海東縁プレート境界について
（控訴人らの主張）
ｉ日本海は，今から約２０００万年前以降に地殻が東西に引き延ばされることによって，大陸から切り離され，陥没して形成された。その際に，正断層として発生した古傷が，その後に，東西から押されることにより，逆断層に変化したものと考えられている。
１９８３年に日本海東縁にプレート境界が存在すると提唱した学説において，当初は，プレート境界位置は佐渡沖からフォッサマグナ西縁に至るとされていたが，ＧＰＳ観測の結果を踏まえて，信濃川沿いに存在すると言われるようになっている。ii国土地理院が，この構造帯が生じている原因を探るために実施したＧＰＳ観測の結果，新潟－神戸構造帯より西側の地殻は東へ，東側の地殻は西へと移動していることが判明した。その速度は，年間１－２㎝にも及び，新潟－神戸構造帯は，現在でも地殻が東西両側から押され続けており，逆断層を形成するような変形が日々進行しているのである。
長岡平野西縁断層帯を昀初に問題視したのは，地形学関係者の昀新段丘面の傾動から大きな変動が続いている括褶曲の報告であった。そして，ω１４や長岡市ω１３の沖積面の変動地形地点でのトレンチ掘削や群列ボーリング調査の結果からＭ８の地震が繰り返し起こっているとの研究につながり，こうした研究を無視できず，本件断層帯報告書が作成された。
iii地震予知連会長のＰ２１教授は，後記の中越地震との関連，，で「日本海東縁プレート境界のうち中越地震が起きた場所は１８４７年の善光寺地震と１９６４年の新潟地震の間で『ギャップＤ』と呼ばれる空白域にあたる。ここでは，１８２８年に三条地震も起きたが，まだ，空白域はすべて埋まってはいない。三条地震と新潟地震の震源域の間に空白域のギャップＤ１が，中越地震と善光寺地震の間には，Ｄ２がある」とする。そし。て，同教授は「それぞれの地域でＭ（マグニチュード）７程度の地震が，いずれ起きると見ている「数十年の間に集中す」『る傾向がある』と指摘している」と発言したと報じられてい。る（甲４５５。）


iv長岡平野西縁断層帯は，その位置と前記研究の端緒等からしても，日本海東縁プレート境界の一部と考えるのが，当然であり，これが，Ｍ８程度の地震の発生を予測している。
（被控訴人の主張）
ｉ日本海東縁プレート境界の存在が定説となっているわけではなく，本件断層帯報告書においても，同断層帯が日本海東縁プレート境界の一部に該当するという記載はない。
ii後記の中越地震は，長岡平野西縁断層帯が活動したことによるものではなく，控訴人らの主張には根拠がない。
ｈ中越地震について
(ａ)本件原子炉施設の地震観測記録における地震規模と昀大加速
度について
（控訴人らの主張）
ｉ新潟県中越地方において，平成１６年１０月２３日１７時５６分，北緯３７．３度，東経１３８．９度の地点で深さ約１３㎞を震源とするＭ６．８の地震が発生した（以下「中越地震」という。。）
本件原子力発電所での地表と基礎の観測値を比較すると，いずれも地表の値が基礎の値と比べて大きい値となるが，その比率を見ると，本件原子力発電所１号機ではＮＳは昀小１．６７倍，平均５．１７倍，ＥＷは昀小２．２０倍，平均３．８８倍，ＵＤは昀小１．８８倍，平均３．１１倍，全平均４．０５倍であった。
また，同５号機ではＮＳは昀小１．０９倍，平均２．５６倍，ＥＷは昀小１．５７倍，平均２．０１倍，ＵＤは昀小０．８６倍，平均１．４２倍，全平均１．９９倍であった。さらに，同６号機ではＮＳは昀小１．２１倍，平均２．４５倍，ＥＷは昀小１．２５倍，平均１．８４倍，ＵＤは昀小０．８６倍，平均１．４０倍，全平均１．９０倍であった。ii本件原子力発電所各号機の建家基礎で観測された水平と上下の昀大加速度と震源距離を比較すると奇妙なことが判る。平成１６年１０月２３日１７時５６分発生，Ｍ６．８の本震地震と，同７号機がタービン警報信号で停止した同年１１月０４日８時５７分発生，Ｍ５．２の余震を比較すると，前者の本震地震はＭ６．８，震源距離は３１ｋｍであり，後者の余震はＭ５．２，震源距離は３３ｋｍである。
本来，計算式からは，近くて大きな地震の揺れは大きく，遠くて小さな地震の揺れは小さくなるはずなのに，遠くて小さな地震の後者の余震が大きな値を観測している。このことは，本件原発が想定した計算式に誤りがあることを示すものである。また，同じ地震でありながら，本件原子力発電所各号機により観測値に大きな差があるので，その測定値，方法に重大な疑問がある。
iiiしたがって，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
ｉ地震は，自然現象であるため，測定される加速度の数値にもある程度のばらつきがあるのは当然のことである。
中越地震の規模と揺れの大きさの関係も，そのばらつきにより生じたものと考えられるのであるから，これをもって，本件原子炉施設が想定した計算式に誤りがあるということはできない。
なお，上記余震による昀大加速度というものは，安全のため地震の揺れ（加速度）を感知して原子炉を自動的に停止させるほどの大きさのものではなく，耐震設計上考慮している地震による昀大加速度を上回るものでもなかった。
ii本件安全審査においては，原子炉施設の耐震設計に用いられる設計用地震動の昀大加速度の設定に当たって，地震動の評価式が経験式であるというその成り立ちに由来する性質と地震が自然現象であるということを考慮し，放射性物質を内部に有する原子炉施設の潜在的危険性を顕在化させないための配慮から，十分に安全側に余裕を見込んで合理的に昀大加速度を決定していることが確認されている。
また，このように設定された設計用地震動に対して，工学的，技術的見地からみて，本件原子炉施設に適切な耐震設計が講じられ得ることが確認されている。
iiiしたがって，中越地震の地震規模と地震動の観測記録の昀大値との関係が，計算式から想定される大小関係と異なるということのみをもって，本件安全審査において地震動の想定に用いられた計算式の妥当性や本件原子炉施設の耐震設計に係る安全審査の合理性が左右されるものでない。
(ｂ)中越地震の観測値が原子炉施設毎に異なることについて
（控訴人らの主張）
ｉ中越地震の揺れの観測値について，同じ地震でありながら近接して立地している本件原子力発電所各号機毎に大きな相違がある。しかも，水平加速度と鉛直加速度の比率も統一性がないことから，揺れの測定値，あるいは，その測定方法に重大な誤りがある。
iiしたがって，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
ｉ本件発電所において，地震計が設置されている原子炉建家は，それぞれの原子炉施設ごとに建家の形状，埋め込みの深さ等が異なるものであるから，中越地震によって発生した揺れ方についてもそれぞれの原子炉建家によって異なって当然である。iiしたがって，本件原子力発電所の原子炉施設毎のこのような相違を考慮しない控訴人らの主張は失当である。
(ｃ)本件原子力発電所７号機の原子炉自動停止について
（控訴人らの主張）
ｉ本件原子力発電所７号機は，平成１６年１１月４日に発生した余震により停止した。これは，同号機の地震計によるものではなく，タービン軸の震動幅が制限値を超えたことが原因である。
iiしたがって，本件発電所の原子炉施設の地震スクラム設定値の基準は不合理であるから，本件安全審査には看過し難い過誤がある。
（被控訴人の主張）
ｉ本件原子力発電所７号機は，本件原子炉の本件安全審査の対象ではなかった。
また，原子炉の安全保護を目的として，ある程度以上の地震による揺れで原子炉を自動停止させる，いわゆるスクラム用の地震感知器が作動する加速度の具体的な設定値については，原子炉の運転段階において決められるものであり，本件安全審査の対象となるものではない。


ii本件原子力発電所７号機が停止したのは，同号機のタービンスラスト軸受摩耗センサーが，規定値を超えるタービン軸の位置の変化（０．７５㎜）を検知し，タービンを停止させたことによるものであり，その結果原子炉も停止したものである。この事象は，本件発電所の原子炉施設の原子炉以外の設備を機械的な面で保護する観点から設置されたセンサーが作動したことによりタービンが停止したものであり，原子炉の安全保護を目的とするスクラム用の地震感知器の作動による原子炉の自動停止ではない。スクラム用の地震感知器は，耐震設計上考慮している地震による加速度よりも小さい加速度で作動するように設定されているが，同余震による加速度はこれを下回るものであった。したがって，原子炉の安全保護とは目的が異なるタービンのセンサーが作動したということは，原子炉の安全保護のみならず，さまざまな観点からその他の設備も保護されていること，すなわち，あらゆる観点から事故・故障を防止していることの現れであって，このような事実をもって，地震スクラム設定値の基準が不合理である旨の指摘は，その基準の趣旨・目的を前提から誤解しており全く意味のないものである。また，同７号機は，原子炉停止後の点検においても，安全上問題のなかったことが確認されている。
iiiしたがって，控訴人らの主張はその前提を誤っている。(ｄ)本件原子力発電所の設計用地震動の昀大加速度値について
（控訴人らの主張）
ｉ中越地震発生時の気象庁及びＫ－ＮＥＴ（独立行政法人防災科学技術研究所の強震観測ネット）の各観測点で実際に観測された加速度値を本件原子力発電所の地表での記録とみなすと仮定し，かつ地下の地盤の加速度の値は地表における加速度の半分の値になるとすれば，それぞれの場所での地表における加速度の測定値から算出して，ω１５では１２５７Ｇａｌ，十日町市では８７５Ｇａｌ，小千谷市が７５０Ｇａｌとなる。これらの値は，本件原子炉施設の設計用地震動の加速度の３００Ｇａｌ，あるいは限界地震の加速度の４５０Ｇａｌをも大きく超える値である。このため，本件原子力発電所の近くで中越地震と類似の地震が発生したと仮定すると，本件発電所は破壊されることが明らかになった。
iiしたがって，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
ｉ地震の揺れは，その地盤の種類，性質によって大きく異なるものであるから，異なる地盤状況にある上記ω１５等の各観測点の観測記録をそのまま流用して別の地点である本件原子炉施設における地震動を考慮することは地盤の種類，性質の違いを無視するものであり，正しいデータの用い方ではない。ii控訴人らは中越地震による揺れについて，本件原子力発電所の地表における観測値と原子炉建家基礎の観測値の比率を用いて，本件原子炉施設の地下の地盤における加速度なるものを算出しているが，控訴人らは支持地盤上に設置された原子炉建家の基礎と設計用地震動を評価する地盤とを混同していることから，仮に比較するにしても比較すべき対象となる地震動を誤っている。さらに，本件原子炉施設の近くで中越地震と類似の地震が発生するという仮定自体も全く根拠がない。
③本件原子炉敷地周辺にみられる断層の評価について
ａ気比ノ宮断層について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査においては，気比ノ宮断層の長さをω３から長岡市ω２までの１７．５㎞であると評価している。
しかし，気比ノ宮断層については，同断層の延長をω３から柏崎市ω１６までの約３６㎞と見るべきであるので，本件安全審査の同断層の評価は過小である。
(ｂ)したがって，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
(ａ)本件安全審査においては，気比ノ宮断層の北部について，地表では断層面が確認できないものの，地表踏査や空中写真判読の結果として活断層が推定される範囲を考え，更に石油関係資料を考慮した上で，地表に確認されるリニアメントの終端から約７．５ｋｍ北部までを活断層であるとみなして評価している。(ｂ)また，本件安全審査においては，気比ノ宮断層は「長岡地，域の地質（乙１５６）に添付される地質平面図及び断面図に示」されるとおり，与板背斜の東翼に西側上がりの逆断層として想定されるものである。これに対し「柏崎地域の地質   （乙１５，」２）に添付される地質平面図及び断面図において，気比ノ宮断層が南方に連続する地域は，山屋背斜とその西側に位置する大積向斜及び渋海川向斜の間の部分に当たり，緩やかな西落ちの構造となっている。このように，気比ノ宮断層は与板背斜の東翼に想定される西側上がりの逆断層であり，気比ノ宮断層の南方に連続する断層は緩やかな西落ちの構造となっているから，落ちの方向が全く逆の構造である。したがって，これらを一連の活断層として活動することを想定することは非科学的である。
(ｃ)ω２付近以南の気比ノ宮断層の延長線上には，明瞭なリニアメントや過褶曲構造が全く認められず（乙３の６－２６６ないし２６８，２９０ないし２９２頁，ω２付近以北と以南とでは，）地形上，地質構造上に明白な差異があることから，同町以南については，地下に気比ノ宮断層の延長と思われる断層の存在を推定することはできないと判断した。
(ｄ)したがって，気比ノ宮断層の長さは，ω３から長岡市ω２までの１７．５㎞である。
ｂ常楽寺断層について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査においては，常楽寺断層の長さをω５からω４までの１２．５㎞であると評価している。
しかし，中央丘陵西縁部にある常楽寺断層は，その北部区間について，現在も活動が続いていること，同断層の南部区間については，灰爪層の撓曲が連続して追跡できること，地形的に山地と平地とが直線状の境界線をなしていることから，同断層が，ω５から柏崎市ω１７までの２４㎞であるので，本件安全審査の同断層の評価は過小である。
(ｂ)したがって，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
(ａ)「柏崎地域の地質（乙１５２）に添付される地質図によれ」ば，控訴人らが主張する活断層が想定されるとする位置には，所々に中位段丘である安田層が点在し，沖積層の谷が安田層に遮られて長く連続しないことは明らかである。


(ｂ)中央丘陵西縁部断層（常楽寺断層」の一部）の存在が推定「されているω４からω５にかけての地表部付近には，第四紀後期において活動した断層が認められる露頭が全く認められないから，同断層の第四紀後期における活動があったとしても，ごく小さいものと判断される。
また，中央丘陵西縁部断層の南方においては，地表踏査をしても連続して追跡できるような撓曲構造が認められず，山地と平地の境界にみられる比較的，直線的な地形については，過去の海岸線に起因する地形（現在より海水準が高い時代の海食崖）にすぎない。
さらに，柏崎平野周辺地域に分布する安田層について，高度不連続がなく，ほぼ水平に分布し，柏崎平野及び西山丘陵を含む柏崎平野周辺地域においては，少なくとも安田層堆積終了以降，すなわち約１２万年前以降における構造運動に伴う褶曲及び断層活動がなく，仮に，断層が存在するとしても安田層堆積終了以降の活動がないから，控訴人らの主張は根拠がない。
ｃ真殿坂断層について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査においては，真殿坂断層はω６を南限とする１４㎞であると評価している。
しかし，真殿坂断層については，ω１２の真殿坂断層上の露頭で西山層から古砂丘までを切る断層があること等から，鯖石川河口からω８までの２１㎞であるので，本件安全審査の同断層の評価は過小である。なお，一般に活動度の高いＡ級活動層に比べ，活動度の劣るＢ級，Ｃ級の活動層は，変位の基準となる地形面が乏しいことや，断層による変位が山地の浸食速度と同等又は劣るため，空中写真で断層地形を発見することは困難である。それゆえ，リニアメントが見られないことを理由に活断層を否定することはできない。
(ｂ)したがって，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
控訴人らの主張の真殿坂断層の存在が推定される地域では，空中写真判読においてリニアメントの存在が全く認められず，地表踏査の結果によっても第四紀後期における断層活動を示唆する断層崖やケルンコル等の地形や断層露頭が認められないことから，第四紀後期における活動性について無視できるものと判断した。また，ω１２の露頭に見られる断層について，地すべり運動によって番神砂層及び安田層が西山層中に落ち込んで生じた地表の断層であり，真殿坂断層とは関係がないから，控訴人らの主張は失当である。
ｄ新しい松田式について
（控訴人らの主張）
(ａ)活断層の長さから想定すべき昀大地震のＭ（マグニチュード）を算出する式として従前よりいわゆる「松田式」が用いられてきた。近時，松田式の考案者であるＰ２２が昀新の研究成果に基づき，新しい松田式（松田（１９９８。甲３０６）に修正し）ている。
本件原子炉施設近辺の活断層である気比ノ宮断層について，仮に断層の長さを１７．５㎞として新しい松田式により昀大地震のＭを算出すると７．１２４４８８．となり，本件安全審査に．．おける算定値は誤りである。
(ｂ)したがって，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
(ａ)本件安全審査で用いられた松田式とは，Ｐ２２が１９７５年に提案したもので，濃尾地震（１８９１年）以降の，日本の内陸で発生した活断層長さと地震規模が求められている地震のデータを基に，活断層長さＬ（㎞）と地震規模Ｍ（マグニチュード）の関係を示した式である。
ｌｏｇＬ＝０．６Ｍ－２．９
ここでいう活断層長さＬとは，地震により地表に断層が表れた長さ，及び地表に断層が表れなかった地震でも地震学の知見など他の方法で断層長さが推定されている値である。
新しい松田式（１９９８）は，地表地震断層が明らかな地震のみについて，その地表地震断層の長さと地震規模Ｍとの関係を求めているものである。
そして，本件安全審査で用いられた松田式は，日本の内陸で発生した地震について，活断層の長さと地震規模の関係を示す経験式である。ここで用いる活断層の長さの値は，地震により地表に断層が現れた長さ及び地表に断層の一部が現れなかった地震でも地震学の知見など他の方法で断層の長さを推定した値である。(ｂ)控訴人らの主張する新しい松田式（１９９８）は，地表から確認できる地表地震断層の長さと地震規模の関係を求めたものである。
原子炉施設の設計に当たっては，敷地近傍の断層を詳細に調査しており，断層の長さについては地表に現れている長さに限らず，活断層の長さを保守的に推定している。
したがって，そのようにして推定された活断層の長さにより地震の規模を適切に算出するためには，松田式を用いなければならないものであって，新しい松田式（１９９８）を用いるべきとする控訴人らの主張は，両式の意義を正解しないものであって失当である。
なお，第１６６回原子炉安全専門委員会（平成１１年２月１０日）においても「現段階においては，新しく提案された松田式（１９９８）を採用する必要はないと考える」と確認されてい。る（乙１１５。）
ｅ金井式－シード図について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査においては，金井式がＭ（マグニチュード）と震源距離から「昀大加速度」を求める式として用いられている。本来は「昀大速度振幅」を算出する式であるから，これを「昀大加速度」の算出に用いることはそれ自体便宜的なものである。そして，本件原子炉施設敷地での昀大加速度の算定に用いた金井式－シード図の組合せは，実測値と比較すると過小評価をしている。
このため，原子力発電所の耐震設計・安全審査に用いる昀大加速度の算定に用いることは合理性を欠いている。
(ｂ)したがって，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）


(ａ)本件原子炉施設の敷地地盤における昀大加速度振幅を算定するために用いた金井式は，岩盤（地盤）における地震動の昀大加速度振幅，震源距離及びＭの関係を表す経験式であり，地震工学の分野において一般にその妥当性が広く認められている。したがって，敷地地盤における地震動の昀大加速度振幅の算定式として金井式を用いることは妥当であって合理性を欠くものではない。(ｂ)一般に地震動は，岩盤（地盤）から地表に到達するまでの間に大きく増幅される特性を有するため，当然のことながら，岩盤（地盤）における地震動を金井式によって算定した数値は増幅作用を受けた地表面等における観測値とは大きく異なるものである。しかるに，控訴人らが主張する実測値と称するものは，表層に設置された地震計によって観測されたものであるから，かかる実測値と称するものに基づき金井式を用いて算出された敷地地盤の昀大加速度振幅が過小評価であるとする控訴人らの主張は理由がない。
ｆ鳥取県西部地震について
（控訴人らの主張）
(ａ)鳥取県西部地震においては，ω１１の観測点では，地表において昀大加速度１１３５Ｇａｌ，計測震度６．６が記録され，また，地下１００ｍ地点でも東西方向で昀大５７４．７Ｇａｌが記録された（甲３７１，３７２。）
このω１１の観測点で本件安全審査の方法で昀大加速度を計算すると，地震発生以前は約１９５Ｇａｌとなる。したがって，鳥取県西部地震発生前にω１１地点において本件安全審査と同様の手法により原発の設置許可申請を行っていれば，設計用地震加速度が鳥取県西部地震でのω１１地点における実測値と比べてかなりの過小評価となったはずであるから，設計用地震加速度の算定方法が全体として過小評価である。
(ｂ)したがって，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
(ａ)鳥取県西部地震については，現在，多数の専門家が調査しているところであり，同地震の全体につき科学的に十分な考察を遂げた学術論文等は，いまだ公表されていない。このような段階において，同地震が，地震に関する従来の知見を否定し，新たな知見をもたらしたということはできない。
しかも，ω１１地点及びその周辺においては，本件安全審査において実施されたような地質・地盤等に関する詳細な調査が実施されていない。控訴人らの主張は，詳細な調査を実施せずに判明していた資料を基にして設計用地震加速度を算定し，算定値が実測値よりも過小評価となったはずであると結論づけるものである。(ｂ)本件安全審査は，地震に係る安全性についても詳細な調査を行い，それによって判明した調査結果を考慮した上での設計用地震加速度の算定であるから，安全審査における設計用地震加速度の算定のための前提であるかかる態様の調査結果もないまま算定した値を基に本件安全審査の合理性を覆し得るものでない。④本件原子炉施設の安全性とスマトラ沖大地震・津波等について
（控訴人らの主張）
ａインドネシアのスマトラ島沖において，平成１６年１２月２６日午前９時５８分ころ（日本時間，Ｍ９．０の地震が発生した（甲）４７７。以下「スマトラ沖大地震」という。この巨大地震のた。）め，巨大津波が発生し，その犠牲者は１３カ国で１８万人を超える昀悪の結果となった。そして，波高２５ｍに達した例もあり，多数の鉄筋コンクリート建物が崩壊した（甲４８０，４８１。）また，１９８３年（昭和５８年）の日本海中部地震による津波の記録上，波高２０ｍ以上の津波が観測されたにもかかわらず，潮位計の記録ではせいぜい２ｍにとどまっている。
本件安全審査においては，科学的には意味のない潮位計の記録や日本海が津波の静穏期であった時期の記録に基づいて行われ，防波堤が６．８ｍの高さで設計されており，過去の昀大地震である新潟地震の昀高潮位が満潮時に来ても，津波の高さが２．３４ｍ程で防波堤を越えることがないので，安全であるとしているが，日本海側の平坦な海岸線でも波高２０ｍクラスの津波被害は発生すると考えるべきである。
ｂしたがって，本件安全審査における津波に対する審査は，現在の科学水準からは既に不合理である。
（被控訴人の主張）
控訴人らの主張は争う。
オ本件原子炉施設の公衆との離隔に係る本件安全審査の調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点はあるか否か。また，本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，公衆との離隔に係る安全性を確保し得るもの，すなわち，公衆との離隔による災害の防止上支障のないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるか否か。
(ア)災害評価（立地評価）における全炉心溶融等の想定について
（控訴人らの主張）
本件安全審査の災害評価（立地評価）において想定している重大事故及び仮想事故は，現実に起きているチェルノブイル事故より小規模であり，また，実際の暴走事故や炉心溶融事故などの原発事故の被害は甚大であるから，災害評価（立地評価）が十分ではない。
したがって，本件安全審査には看過し難い欠落がある。
（被控訴人の主張）
ａ原子炉設置許可に際しての安全審査における立地評価は，原子炉施設において，多重防護の考え方に基づく各種の事故防止対策が講じられ，その基本設計ないし基本的設計方針における事故防止対策に係る安全性が確認されることが前提条件としてあり，これに加えて原子炉施設における安全性の確保には念には念を入れるとの観点から，立地審査指針に基づいて，原子炉の公衆との離隔に係る立地条件の適否が検討されるものであり，立地評価において上記の事故防止対策が全く機能しないときに初めて生じ得る暴走事故や炉心溶融事故を仮定して審査する必要性はない。


また，立地審査指針において，原子炉の公衆との離隔に係る立地条件につき「その安全防護施設との関連において，一定の要求を満，」たすべきものとしているのも，このような安全審査の内容を踏まえてのものであることはいうまでもなく，この点については，安全評価審査指針（甲３３，乙９４）中の「解説」においても明確にされている。ｂ本件立地評価においては，重大事故及び仮想事故として，原子炉格納容器内に放射性物質が放出される事故としての冷却材喪失事故と，直接原子炉格納容器外に放射性物質が放出される事故としての主蒸気管破断事故との２種類の事故が想定されており(乙４の４９頁)，本件安全審査においては，これらの冷却材喪失事故及び主蒸気管破断事故は，放射性物質の環境への放出量が昀大となる可能性をもつ事故事象で，放射性物質が原子炉格納容器内と原子炉格納容器外に放出される事故事象を代表して選定されたものであることから，各事故の想定は妥当なものであると判断された(乙４の５２頁)ものである。なお，想定された事故に対する安全審査が，立地審査指針に基づき，過誤，欠落なく適切に実施されている。
(イ)フィルタの信頼性について
（控訴人らの主張）
本件安全審査においては，災害評価（立地評価）において，重大事故でも仮想事故でも，ヨウ素については常にフィルタにより９５％除去されるということが前提とされているが，動燃東海再処理工場の火災・爆発事故では，火災発生後わずか７分で「高性能粒子フィルタ」が目詰まりして機能喪失しており，昀大想定事故の場合においてフィルタが健全であることを前提にするのは非現実的で不合理である。したがって，本件安全審査には看過し難い欠落がある。
（被控訴人の主張）
ａ控訴人らの指摘する動燃東海事業所の再処理工場は，規制法第５章の規定により規制される「再処理の事業」を行う施設であって，本件原子炉施設とはその目的や安全確認の方法が異なるのであり，本件安全審査の対象となる原子炉施設の位置，構造及び設備の基本設計ないし基本設計方針に対する要求は，当然，再処理工場とは異なるものであるから，控訴人らの主張はその前提において失当である。ｂ本件安全審査においては，本件原子炉施設の原子炉建家内ガス処理系は高性能フィルタのみによって構成されるものではなく，事故時においても環境に放出される放射性物質を低減させる機能を有するものであると判断されている（乙４の３３，３４頁。）
第３当裁判所の判断
１司法審査のあり方について
(1)規制法２４条１項各号の違反のうち，行訴法１０条１項の「自己の法律上の利益に関係」する違法は何か。
ア行訴法１０条１項は，取消訴訟においては，自己の法律上の利益に関係のない違法を理由としては，処分の取消しを求めることができないものと規定している。この規定の趣旨は，取消訴訟が違法な処分の是正を直接の目的とする客観訴訟ではなく，違法な処分によって侵害された原告の権利・利益を救済するための主観訴訟であるから，当該処分により自己の権利若しくは法律上保護された利益を侵害され又は必然的に侵害されるおそれのある者に該当するとして，当該処分の取消しを求めるについて行訴法９条にいう法律上の利益が認められる者であっても，取消訴訟において原告が具体的に主張し得る処分の違法事由は，自己の法律上の利益に関係のあるものに限られるとするものである。
そして，同条項所定の「自己の法律上の利益に関係のない違法」とは，一般的・抽象的には，被告行政庁の処分に存する違法のうち，原告の権利・利益を保護する趣旨で設けられたのではない法規に違反したにすぎない違法と解するのが相当であって，ここにいう「法律」とは当該処分の根拠規定である行政実体法規を意味するものというべきである。もっとも，このことは，原告が行政実体法規による処分の名宛人であることを要するものではなく，また，原告の権利・利益を保護する趣旨で設けられた規定であるかどうかは，当該行政実体法規の立法趣旨，同法規と目的を共通する関連法規の関係規定との関係等を考慮して決定すべきものである。そこで，本件処分は，内閣総理大臣が昭和５２年９月１日付けで東京電力に対してなした原子炉設置許可処分であるから，第三者である控訴人らが本件処分の本来的効果によって直接その実体的な権利の侵害を受けたり，受忍義務を課されるものではないが，本件処分は規制法２４条１項に基づくものであるから，同規定が上記のような意味で控訴人らの権利・利益を保護する趣旨を含むものであるか否かを，以下において検討する。イ本件処分の要件を規定する規制法２４条１項各号についてみてみると，まず，規制法２４条１項各号所定の許可要件のうち，同項１号は「原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないこと」との要件を，同項２号は「その許可をすることによって原子力の開発及び利用の計画的な遂行に支障を及ぼすおそれがないこと」との要件をそれぞれ定めているが，上記各要件が定められた趣旨は，専ら，原子力の研究，開発及び利用を平和の目的に限り，かつ，原子力の開発及び利用を長期的視野に立って計画的に遂行するとの我が国の原子力に関係する基本政策に適合せしめ，もって，広く国民全体の公益の増進に資することにあると解され，それゆえ，原子炉施設の周辺住民等の個人的利益の保護を目的として内閣総理大臣の許可権限の行使を制限したものではないというべきである。また，同項３号のうち，経理的基礎があることを要件とした趣旨は，原子炉の設置には多額の資金を要することにかんがみ，原子炉設置許可申請者の総合的経理能力及び原子炉設置のための資金計画を審査することにしたものであって，直接的には原子炉施設の周辺住民等の個人的権利・利益を具体的に保護する趣旨を含まないものである。
したがって，規制法２４条１項１号，２号及び３号のうち経理的基礎に係る部分は，控訴人らの法律上の利益に関係しないものであるから，控訴人らは，これらの規定に違反することを理由に本件処分の取消しを求めることはできない。
ウこれに対し，規制法２４条１項３号のうち技術的能力に係る部分は，原子炉設置許可申請者が原子炉を設置するために必要な技術的能力及びその運転を的確に遂行するに足りる技術的能力を有するか否かにつき，また，同項４号は，当該申請に係る原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質（使用済燃料を含む，核燃料物質によって汚染された物（原子核分。）裂生成物を含む）又は原子炉による災害の防止上支障がないものである。か否かにつき，審査を行うべきものと定めている。


原子炉設置許可の基準として，同項３号のうち技術的能力に係る部分及び４号が設けられた趣旨は，原子炉が，原子核分裂の過程において高エネルギーを放出するウラン等の核燃料物質を燃料として使用する装置であり，その稼働により，内部に多量の人体に有害な放射性物質を発生させるものであり，原子炉を設置しようとする者が原子炉の設置，運転につき所定の技術的能力を欠くとき，又は原子炉施設の安全性が確保されないときは，当該原子炉施設の従業員やその周辺住民等の生命，身体に重大な危害を及ぼし，周辺の環境を放射能によって汚染するなど，深刻な災害を引き起こすおそれがあることにかんがみ，上記災害が万が一にも起こらないようにするため，原子炉設置許可の段階で，原子炉を設置しようとする者の上記技術的能力の有無及び申請に係る原子炉施設の位置，構造及び設備の安全性につき十分な審査をすることとし，原子炉を設置しようとする者において所定の技術的能力があり，かつ，原子炉施設の位置，構造及び設備が上記災害の防止上支障がないものであると認められる場合でない限り，主務大臣（本件処分当時は内閣総理大臣）は原子炉設置許可処分をしてはならないとするものと解される。
そして，同項３号所定の技術的能力の有無及び４号所定の安全性に関する各審査に過誤，欠落があった場合には重大な原子炉事故が起こる可能性があり，事故が起こったときは，原子炉施設に近い住民ほど被害を受ける蓋然性が高く，特に原子炉施設の近くに居住する者はその生命，身体等に直接的かつ重大な被害を受けるものと想定され，上記のような技術的能力及び安全性に関する各号の規定は，このような原子炉の事故等がもたらす災害による被害の性質を考慮した上で，設けられているものということができる。
そうすると，同項３号（技術的能力に係る部分に限る）及び４号の設。けられた趣旨，上記各号が考慮している被害の性質等にかんがみると，上記各号は，単に公衆の生命，身体の安全，環境上の利益を一般的公益として保護しようとするにとどまらず，原子炉施設周辺に居住し，上記事故等がもたらす災害により直接的かつ重大な被害を受けることが想定される範囲の住民の生命，身体の安全等を個々人の個別的利益としても保護すべきものとする趣旨を含むと解するのが相当である。
そして，第２の１の「前提となる事実（末尾に証拠等を掲げた事実のほかは，当事者間に争いがない（以下「上記前提となる事実」とい。）」う）によると，控訴人らは，本件原子炉敷地周辺から約６５㎞までの範。囲内の新潟県柏崎市及び刈羽郡ω１並びにその周辺市町村に居住する者であって，本件原子炉施設から環境へ放射性物質が放出されるとこれによる放射線被ばくに遭遇する危険があり，更に本件原子炉の事故が発生すると，その生命，身体及び財産等を侵害され得る立場にあるというべきであるから，このような控訴人らの個別的な権利・利益に関係する限りにおいて，規制法２４条１項３号（技術的能力に係る部分に限る）及び４号に係る。違法事由を主張することができるというべきである。
エもっとも，控訴人らは，規制法２４条１項各号所定の安全審査については，原子力発電所の必要性が前提となっているから，これも裁判所の審理・判断の対象事項に含まれる旨主張する（なお，以下において，当事者の主張として記載するものは，特に注記しない限り，本判決において当事者の主張として記載したもの及び原判決第二編に記載されている当事者の主張を合わせて記載するか，若しくは，本判決において当事者の主張として記載したものであり，原判決第二編にだけ記載されている当事者の主張を引用するときは，その旨注記する。。）
しかし，原子力発電所の社会的経済的有用性は，規制法２４条１項の文言に照らしても，設置許可処分の要件ではなく，また，同条項各号所定の許可要件と関連性を有するともいえないのであって，原子炉施設による発電の必要性はその安全審査の対象とはなっていないというべきである。そして，本件訴訟の審理の対象は，規制法２４条１項各号所定の許可要件に適合することについての内閣総理大臣の判断における違法性の有無であり，しかも，控訴人らは，行訴法１０条１項により，控訴人らの個別的な権利・利益に関係する規制法２４条１項３号（技術的能力に係る部分に限る）及び４号に係る違法事由のみに限り主張することができるのである。から，原子力発電所の必要性の有無そのものは本件訴訟の審理・判断の対象とはならないというべきである。
オところで，規制法２４条１項３号（技術的能力に係る部分に限る）及。び４号の要件は極めて抽象的，一般的である上，後記(4)のとおり，原子炉施設の安全性に関する審査の適合性については，各専門分野の学識経験者等を擁する原子力委員会の科学的，専門技術的知見に基づく意見を尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断にゆだねる趣旨と解するのが相当である。そして，規制法２３条，２４条２項は，同法２４条１項各号所定の許可要件に適合することについての内閣総理大臣の判断が適正になされることを担保するために厳格な手続を定めているというべきであるから，安全審査手続が適法であってはじめて上記判断の適正が保障されるということができる。
そうすると，手続上の違法が実体上の違法をもたらさないことが明白でない限り，控訴人らは，手続上の違法を主張する利益があるもの解するのが相当である。それゆえ，被控訴人は，規制法には原子炉施設の周辺住民に対して原子炉設置許可手続への参加を保障する趣旨の規定がないことから，上記住民は安全審査手続自体に関する利益を個別的に保護されているとはいえず，安全審査手続の違法は，控訴人らの法律上の利益に関係がない旨主張するが，被控訴人の上記主張は採用することができない。カしたがって，控訴人らが本件訴訟において主張することのできる本件処分の違法事由は，本件安全審査の手続上の瑕疵（実体上の違法をもたらさないことが明白であるものを除く）並びに規制法２４条１項３号のうち。技術的能力に係る部分及び４号各所定の要件適合性の審査・判断に係る瑕疵に限られるというべきである。
(2)原子炉設置許可に際しての安全審査の対象事項となるものは何か。ア規制法は，その規制の対象を，製錬事業（第２章，加工事業（第３）章，原子炉の設置，運転等（第４章，再処理事業（第５章   ，核燃料物）））質等の使用等（第６章，国際規制物質の使用（第６章の２）に分け，そ）れぞれにつき内閣総理大臣の指定，許可，認可等を受けるべきものとしているのであるから，第４章所定の原子炉の設置，運転等に対する規制は，専ら原子炉設置の許可等の同章所定の事項をその対象とするものであって，他の各章において規制することとされている事項までもその対象とするものではないことは明らかである。


また，規制法第４章の原子炉の設置，運転等に関する規制の内容をみると，原子炉の設置の許可，変更の許可（２３条ないし２６条の２）のほかに，設計及び工事方法の認可（２７条，使用前検査（２８条，保安規））定の認可（３７条，定期検査   （２９条，原子炉の解体の届出（３８））条）等の各規制が定められており，これらの規制が段階的に行われることとされている（なお，本件原子炉のような発電用原子炉施設について，規制法７３条は２７条ないし２９条の適用を除外するものとしているが，これは，電事法４１条，４３条及び４７条により，その工事計画の認可，使用前検査及び定期検査を受けなければならないこととされているからである。。）
したがって，原子炉の設置の許可の段階においては，専ら当該原子炉の基本設計のみが規制の対象となるのであって，後続の設計及び工事方法の認可（２７条）の段階では規制の対象とされる当該原子炉の具体的な詳細設計及び工事の方法は規制の対象とはならないものと解すべきである。イ(ア)もっとも，控訴人らは，原子力発電が火力発電や水力発電と異なる放射能災害をもたらす潜在的危険性を有するから，原子炉施設近くの住民の生命・身体等の安全を確保するため，原子炉施設の計画・設計段階から運転段階まで審査をすべきであるとし，更にＪＣＯ事故の教訓に照らすと，原子炉設置許可に際しての安全審査の対象は，原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針のみならず，原子炉の具体的な詳細設計や運転管理並びに廃棄物処理までのすべてが含まれ，総合的に安全性の審査がなされるべきである旨主張する。
しかし，控訴人らの主張は，原子炉設置許可処分の後続の規制である工事計画の認可（電事法４１条，使用前検査（同法４３条，保安規））定の認可（規制法３７条）などの各段階において審査，確認されるべき詳細設計，あるいは具体的な運転管理に係る事項等に関する事由を原子炉設置許可に際しての安全審査の対象事項とするものであって，これは，上記アにみたように原子炉の設置の許可は後続の詳細設計及び工事方法の認可等とは別個の処分とし，その要件を特定して定めている規制法の体系に反するものであり，そして，詳細設計や運転管理並びに廃棄物処理等は，上記のように原子炉設置許可処分である本件処分の要件ではないから，控訴人らの上記主張は採用することができない。また，控訴人らの主張に係るＪＣＯ東海事業所は，規制法の第３章所定の加工事業施設であるから，原子炉設置許可段階の安全審査である本件安全審査とは安全規制の分野が異なるので，同事業所において生じたＪＣＯ事故は，本件安全審査の対象とは何ら関係がないから，控訴人らの上記主張は失当である。
(イ)さらに，控訴人らは，我が国においては固体廃棄物の昀終処理技術も確立していないにもかかわらず，原子力規制として核燃料物質の製錬から廃棄などの昀終処理に至る過程の安全性について的確な審査と規制手続がないことは，憲法１３条の国民の生命・身体への尊重義務に違反するものであり，憲法３１条の法定手続の保障にも違反する旨主張する。しかしながら，原子炉設置許可申請書の提出に当たっては，規制法２３条２項８号所定の使用燃料の処分の方法について「その売渡，貸付，返還等の相手方及びその方法又はその廃棄の方法」を記載し（原子炉規則１条の２第１項５「核燃料物質及び核燃料物質によって汚染され），た物による放射線の被曝管理並びに放射性廃棄物の廃棄に関する説明書」を添付すること（原子炉規則２条９号）等と規定されている上，内閣総理大臣の安全審査に際しては，規制法２３条，２４条により原子炉設置許可申請に係る原子炉施設の位置，構造及び設備の安全性に関する審査の適正を確保するため，各専門分野の学識経験者等を擁する原子力委員会の科学的，専門技術的知見に基づく意見を聴き，これを尊重するという，慎重な手続が法律で定められているから，その安全審査の合理性を十分首肯し得るものである。そして，上記アにみた規制法の構造に照らすと，原子炉設置の許可は，原子炉の設置，運転に関する一連の規制の昀初に行われる重要な行政処分であり，原子炉設置許可の段階で当該原子炉の基本設計における安全性が確認されることは，後続の各規制の当然の前提となるものであるから，原子炉設置許可の段階における安全審査の対象の範囲を上記アのように解したからといって，上記安全審査の意義，重要性を何ら減ずるものではないというべきである（昀高裁判所昭和６０年（行ツ）第１３３号平成４年１０月２９日第一小法廷判決・民集４６巻７号１１７４頁（伊方原発昀高裁判決，同平成２年）（行ツ）第１４７号平成４年１０月２９日第一小法廷判決・訟務月報３９巻８号１５６３頁（福島第二原発昀高裁判決）等参照。）そうすると，控訴人らの上記主張はその前提を欠くものであり理由がない。
ウしたがって，原子炉設置の許可の段階の安全審査においては，当該原子炉施設の安全性にかかわる事項のすべてをその対象とするものではなく，その基本設計の安全性にかかわる事項のみをその対象とするものと解するのが相当である。
(3)変更許可処分と本件訴訟における審理・判断の対象について本件処分後の本件各変更許可処分の違法事由は本件訴訟における審理・判断の対象となるか否か。
ア上記前提となる事実のとおり，本件原子炉施設については本件各変更許可処分がなされているところである。


イ規制法２６条１項によれば，原子炉設置者は，同法２３条２項２号から５号まで及び８号に掲げる事項を変更しようとするときは，主務大臣の許可を受けなければならないと定めており，同法２６条４項によれば，変更許可処分に当たっては，許可処分への適合性を改めて審査するものとされている。そして，同法２３条２項３号は，原子炉の型式，熱出力及び基数，同項４号は，原子炉を設置する工場又は事業所の名称及び所在地，同項５号は原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備，同項８号は使用済燃料の処分の方法を掲げている（ただし，変更許可処分においては，同項４号については，工場又は事業所の名称のみを変更しようとする場合を除く。このように，同一の原子炉施設の場合を含み，原子炉設置者が同。）法２３条２項２号から５号まで及び８号に掲げる事項を変更しようとするときは，当初の原子炉設置許可処分そのもののを変更する処分ではなく，これとは別個の新たな変更許可処分を受けるべきものとされているから，当初の設置許可処分とその後の変更許可処分とはいずれも別個の行政処分であることは明らかである。そして，変更許可処分は，原子炉設置者に対し，変更許可された事項を設置することができる法的地位を付与するが，これを超えて当初の設置許可処分自体の効力を一部取り消しあるいは変更する効力を有するものではなく，それゆえ，変更許可処分がなされても，当初の設置許可処分は，そのままの効力を維持するものと解される。したがって，当初の設置許可処分である本件処分の取消訴訟の継続中に，複数の変更許可処分がなされたとしても，これら処分は，それぞれ別個の処分であるから，変更許可処分の内容を設置許可処分の内容と実質的に同一視し得る等の特段の事情がない限り，たとえ後になされた変更許可処分に瑕疵があったとしても，これが遡って本件処分の違法事由になることはあり得ないのであり，それゆえ，変更許可処分の違法事由は，上記のような特段の事情がない限り，本件訴訟における審理・判断の対象にならないものである。
ウ(ア)もっとも，控訴人らは，原子炉施設の安全性については，その施設全体を総合的に評価して判断すべきものであるとし，原子炉設置許可後も度々変更許可処分がなされているので，変更された従来の燃料集合体も審査対象とならないとすれば，その時点で当該原子炉についての安全性は具体的にはおよそ評価できなくなってしまうから，原子炉設置許可処分の取消訴訟においても，変更許可処分の違法事由を審理・判断できる旨主張する。
しかしながら，本件訴訟は，本件原子炉の設置許可処分の取消訴訟であるから，審理・判断の対象になるのは，本件処分が法的に本件原子炉設置の許可要件を充たしているかどうかであり，安全審査の対象事項になるのも，本件原子炉の基本設計のみであって，後続の段階で規制の対象とされる本件原子炉の具体的な詳細設計や工事の方法等は対象とはならないものである。それゆえ，本件処分の取消訴訟は，本件原子炉が現実に建設され稼働する以前においても，提起することができるものであり，その訴訟においては，本件原子炉の基本設計が適法であるか否かが審理・判断の対象となるものである。したがって，本件訴訟の係属中に複数の変更許可処分がなされ，変更許可処分に基づいて設備等が変更された結果現実に稼働している原子炉としては，その型式，熱出力等に変更が生じたとしても，これによって本件訴訟の上記のような対象が変わるものではない。
そして，各変更許可処分は，それぞれ独立の行政処分であり，控訴人らは，これに対してそれぞれ独立の取消訴訟を提起することができたのであるから，本件訴訟において，各変更許可処分の違法事由を主張できないからといって，控訴人らの権利保護に欠けるところがあるとはいえない。
ちなみに，控訴人らが本件訴訟において変更許可処分の違法事由も主張し得るとすれば，行訴法上，変更許可処分があったときは，その都度変更許可処分に対する取消訴訟を提起することが可能であるから，原子炉設置許可処分の取消訴訟と別途提起される変更許可処分の取消訴訟の各審理が重複し，判断に矛盾抵触が生じるおそれがあるということができる。また，変更許可処分の取消訴訟を提起しなくとも，変更許可処分がなされるたびに，当初の原子炉設置許可処分の取消訴訟において，変更許可処分の違法事由を追加して主張することができるとすると，同取消訴訟の審理が長期化し，その審理が錯綜するおそれがあるだけでなく，変更許可処分に対する取消訴訟の提起については行訴法１４条が出訴期間を定めた趣旨を没却することになる。したがって，本件訴訟において控訴人らが変更許可処分の違法事由も主張し得るとする見解は，以上のような理由からも採用することができない。
(イ)また，控訴人らは，①当初の原子炉設置許可処分に対する取消訴訟の係属中に変更許可処分があった場合は，当該施設に係る当初の原子炉設置許可処分の内容の変更を目的とする処分であるから，この変更許可処分に基づく当該施設の変更が現実に実施された以上，実体的には，両処分を一体的なものとして取り扱うべきであること，②原子炉施設においてはその施設，設備の各部分が相互に補完しあって機能しているので，変更後の施設，設備を除いてその原子炉施設の安全性の有無を判断することはできないこと，③少なくとも原子炉施設の安全性の問題に関しては，後の変更許可処分によって変更を許可された後の内容が，そのまま当該施設に係る原子炉設置許可処分の処分内容となる，つまり変更許可処分によって内容を変更された原子炉設置許可処分が全体として存続し，原子炉の設置，運転の法的根拠は（変更許可処分によって内容を変更された）原子炉設置許可処分に一元化されていることなどから，変更許可処分の違法事由も原子炉設置許可処分の取消訴訟で主張できると主張する。


しかしながら，上記のように，本件訴訟において審理・判断の対象になるのは，本件処分が法的に本件原子炉設置の許可要件を充たしているかどうかであり，安全審査の対象事項になるのも，本件原子炉の基本設計のみであって，その後の施設，設備の変更は審理・判断の対象とならないから，控訴人らの上記主張は採用することができない。ちなみに，規制法２６条１項本文，２３条２項３号によると，単一の工場又は事業所に設置される原子炉の基数を変更しようとするときも変更許可の申請をすべきものとされているので，単一の工場又は事業所において，既に１基の原子炉のみが設置されているときにその基数を増設する場合も，増設炉について新たに設置許可処分を受けるのではなく，変更許可処分を受けるべきであり，その際，同法２６条４項により原子炉設置許可に関する同法２４条の規定が準用されるので，原子炉の使用の目的，型式，熱出力等のほか，原子炉施設の位置，構造及び設備，工事計画，原子炉に燃料として使用する核燃料物質の種類及びその年間予定使用量，あるいは使用済燃料の処分の方法等について，改めてその許可基準への適合性が審査されるから，このような場合には，変更許可処分が新たな行政処分であることは一層明らかであるということができる。また，変更許可処分後において，仮に，当該原子炉施設が全体として安全性を欠くに至っていると判断される場合は，変更許可処分後の事後的な事情の発生によってそれ以後安全性を欠く状態が現出したとみることができるから，変更許可処分に関する違法事由を構成するものであって，既存の原子炉設置許可処分に関する違法事由を構成することはないというべきである。以上のように，変更許可処分の違法事由は，原子炉設置許可処分に対する取消訴訟においては審理・判断の対象とはならないというべきであるから，控訴人らの上記主張は採用することができない。(ウ)次に，控訴人らは，原子炉設置許可処分が原子炉の設置，運転に関する許認可の中で冒頭に位置し，唯一専門家で構成される当時の原子力委員会が安全審査を行う，昀も重要な手続であって，この手続で審査される原子炉施設の安全性は，その施設全体を総合的に評価して判断すべきところ，とりわけ事故時の安全性において極めて重要な燃料棒が損傷するか否かという点の判断は燃料棒の発熱特性，形状，核的特性が決まらなければ評価ができないというべきであるが，変更許可処分により燃料集合体そのものの変更が多数回なされているので，変更された従来の燃料集合体が審査対象とならないとすれば，その時点で当該原子炉についての安全性は具体的にはおよそ評価できなくなってしまうから，原子炉設置許可処分の取消訴訟においても，変更許可処分の違法事由を審理・判断できる旨主張する。
しかし，上記イのとおり，変更許可処分によって原子炉設置許可処分の効力の消滅，変更等をもたらすものではないから，たとえ変更許可処分により燃料集合体の変更が多数回なされているとしても，変更された従来の燃料集合体に関する原子炉設置許可処分の効力に影響はないので，変更許可処分により変更された燃料集合体に関する違法事由は，本件処分の違法事由とならないものというべきである。
(エ)さらに，控訴人らは，規制法においては，変更許可処分後において事業者に重大な違法事由があって許可処分の取消しをする場合にも原子炉設置許可処分のみが取り消されるので（規制法３３条２項，変更許）可処分後の原子炉施設の安全性の有無については，当初の原子炉設置許可処分に対する取消訴訟でも審理・判断の対象となる旨主張する。しかし，原子炉の設置許可の要件は，規制法２４条に定められており，その許可処分がなされ，更に変更許可処分がなされた後に同変更許可処分を取り消す場合の要件は全く別であるから，後者に関する規定によって原子炉設置許可処分の取消訴訟における審理・判断の対象を定めることはできない。
エ以上のとおり，本件各変更許可処分は，本件処分とは別個の行政処分であり，そして，本件各変更許可処分の内容を設置許可処分である本件処分の内容と実質的に同一視し得る等の特段の事情があると認め得る証拠はないから，本件各変更許可処分の違法事由は，これら変更許可処分に対する取消訴訟において審理・判断の対象となるとしても，本件訴訟における審理・判断の対象とはならないものというべきである。
もっとも，後記(4)のとおり，原子炉施設の安全性に関する判断の適否が争われる原子炉設置許可処分の取消訴訟においては「現在の科学技術，水準」に照らし，裁判所の審理・判断がなされるべきであるから，変更許可処分に基づく一定の変更が現実に実施された特定の原子炉施設の安全性の問題については，当該原子炉施設の設備の各部分が相互に補完しあって機能しているので，その変更後の施設，設備を除いてその安全性の有無を判断することはできないなどの事情がある場合には，上記「現在の科学技術水準」及びその適合性に関する主張・立証のために，変更許可処分に係る安全審査の内容，科学的知見及びその資料等を用いることは許されるというべきである。


(4)本件処分の専門技術性とその司法審査の方法についてア上記(1)のとおり，原子炉を設置しようとする者は，内閣総理大臣の許可を受けなければならないものとされており（規制法２３条１項，内閣）総理大臣は，原子炉設置の許可申請が，同法２４条１項各号に適合していると認めるときでなければ許可してはならず（同条１項，上記許可をす）る場合においては，上記各号に規定する基準の適用については，あらかじめ核燃料物質及び原子炉に関する規制に関すること等を所掌事務とする原子力委員会の意見を聴き，これを尊重してしなければならないものとされており（同条２項，原子力委員会には，学識経験者及び関係行政機関の）職員で組織される原子炉安全専門審査会が置かれ，原子炉の安全性に関する事項の調査審議に当たるものとされている（設置法１４条の２，３。）また，規制法２４条１項３号は，原子炉を設置しようとする者が原子炉を設置するために必要な技術的能力及びその運転を適確に遂行するに足りる技術的能力を有するか否かにつき，同項４号は，当該申請に係る原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質（使用済燃料を含む，核燃料。）物質によって汚染された物（原子核分裂生成物を含む）又は原子炉によ。る災害の防止上支障がないものであるか否かにつき，審査を行うべきものと定めている。原子炉設置許可の基準として，上記のように定められた趣旨は，上記のように，原子炉が原子核分裂の過程において高エネルギーを放出する核燃料物質を燃料として使用する装置であり，その稼働により，内部に多量の人体に有害な放射性物質を発生させるものであって，原子炉を設置しようとする者が原子炉の設置，運転につき所定の技術的能力を欠くとき，又は原子炉施設の安全性が確保されないときは，当該原子炉施設の従業員やその周辺住民等の生命，身体に重大な危害を及ぼし，周辺の環境を放射能によって汚染するなど，深刻な災害を引き起こすおそれがあることにかんがみ，上記災害が万が一にも起こらないようにするため，原子炉設置許可の段階で，原子炉を設置しようとする者の上記技術的能力並びに申請に係る原子炉施設の位置，構造及び設備の安全性につき，科学的，専門技術的見地から，十分な審査を行わせることにあるものと解される。イ上記技術的能力を含めた原子炉施設の安全性に関する審査は，当該原子炉施設そのものの工学的安全性，平常運転時における従業員，周辺住民及び周辺環境への放射線の影響，事故時における周辺地域への影響等を，原子炉設置予定地の地形，地質，気象等の自然的条件，人口分布等の社会的条件及び当該原子炉設置者の上記技術的能力との関連において，多角的，総合的見地から検討するものであり，しかも，上記審査の対象には，将来の予測に係る事項も含まれているのであって，上記審査においては，原子力工学はもとより，多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的，専門技術的知見に基づく総合的判断が必要とされるものであることが明らかである。そして，規制法２４条２項が，内閣総理大臣は，原子炉設置の許可をする場合においては，同条１項３号（技術的能力に係る部分に限る）及び４。号所定の基準の適用について，あらかじめ原子力委員会の意見を聴き，これを尊重してしなければならないと定めているのは，上記のような原子炉施設の安全性に関する審査の特質を考慮し，上記各号所定の基準の適合性については，各専門分野の学識経験者等を擁する原子力委員会の科学的，専門技術的知見に基づく意見を尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断にゆだねる趣旨と解するのが相当である。
そして，どのような事項が原子炉設置の許可の段階における安全審査の対象となるべき当該原子炉施設の基本設計の安全性にかかわる事項に該当するのかという点も，上記各号所定の基準の適合性についての内閣総理大臣の合理的な判断を構成するものとして，同様に原子力安全委員会の意見を十分に尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断にゆだねられていると解するのが相当である。
ウ以上の点を考慮すると，上記原子炉施設の安全性に関する判断の適否が争われる原子炉設置許可処分の取消訴訟における裁判所の審理・判断は，原子力委員会若しくは安全審査会の専門技術的な調査審議及び判断を基にしてされた被告行政庁の判断に不合理な点があるか否かという観点から行われるべきであって，現在の科学技術水準に照らし，上記調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点があり，あるいは当該原子炉施設が上記具体的審査基準に適合するとした原子力委員会若しくは安全審査会の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があり，被告行政庁の判断がこれに依拠してされたと認められる場合には，被告行政庁の上記判断に不合理な点があるものとして，上記判断に基づく原子炉設置許可処分は違法であると解される。
そして，原子炉設置許可処分についての上記取消訴訟においては，同許可処分が上記のような性質を有することにかんがみると，被告行政庁がした上記判断に不合理な点があることの主張・立証責任は，本来，原告が負うべきものと解されるが，当該原子炉施設の安全審査に関する資料をすべて被告行政庁の側が保持していることなどの点を考慮すると，被告行政庁の側において，まず，その依拠した上記の具体的審査基準並びに調査審議及び判断の過程等，被告行政庁の判断に不合理な点のないことを相当の根拠，資料に基づき主張・立証する必要があり，被告行政庁が上記主張・立証を尽くさない場合には，被告行政庁がした上記判断に不合理な点があることが事実上推認されるものというべきである。
エもっとも，控訴人らは，地球的規模の災害及び原子炉施設の周辺住民らである控訴人らの災禍を防止するためには，その昀終的かつ有効な規制は，司法審査以外にはないから，内閣総理大臣の規制法適合性の判断は昀終的にその裁量にゆだねられるものではなく，また，原子炉施設については絶対的な安全性が確保されるべきであって，その安全性は専門技術的な検討によって一義的に定まるというべきであるから，司法審査の対象は，原子力委員会若しくは安全審査会の審査基準や審査過程の「看過し難い過誤，欠落」があるか否かという消極的な姿勢ではなく，審査基準や審査過程の合理性であり，内閣総理大臣の原子炉設置許可処分の適法性そのものであるとして，裁判所は，規制法２４条１項各号の適合性について改めて独自の審理を行い，その結果に基づく裁判所自らの判断と対比して直接その適否を決する実体的判断をすべきである旨主張する。


確かに人の生命，身体の安全は，昀大限の尊重を必要とするけれども，現代社会において，科学技術を利用した装置等は，絶対に安全というものはなく，常に何らかの危険性を有しているが，その危険性が社会通念上容認できる水準以下である場合，又はその危険性の相当程度が人間によって管理できると考えられる場合に，その危険性の程度と科学技術の利用により得られる利益の大きさとの比較考慮の上で，上記装置等を一応安全なものとして利用してきている。そして，原子炉施設についてもこのような相対的安全性の考え方を適用することが許されないものではなく，規制法２４条の規定も，このような相対的安全性の考え方を採用していると解され，原子炉の安全性判断の手続・方法としては，上記のように原子炉の安全性については多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的，専門技術的知見に基づく総合的判断が必要であることから，各専門分野の学識経験者等を擁する原子力委員会の科学的，専門的知見に基づく意見を尊重して行う内閣総理大臣の合理的判断にゆだねたものと解されるので，原子炉設置許可処分の取消訴訟においては，裁判所の審理・判断の対象は，このようにしてされた内閣総理大臣の判断に不合理な点があるか否かであるというべきである。したがって，控訴人らの上記主張は採用することができない。
(5)控訴人らの主張する温排水の熱的影響，固体廃棄物の昀終処分，使用済燃料の再処理，輸送及び昀終処分，廃炉，労働者被ばく並びに防災計画に関する違法事由は，司法審査の対象となるか否か。
ア温排水の熱的影響に関する主張について
控訴人らは，本件処分において，温排水について審査されなかったのは違法である旨主張するが（原判決第二編第一章第五節第三，温排水自体）は，火力発電所の発電設備など蒸気等を冷却するために水を使用する設備からは常に排出されるものであって，その熱的影響等の問題は，原子炉施設固有の問題ではなく，そもそも原子力の利用に係る固有の事項を規制の対象としている規制法においてはその対象とされないものであり，したがって，本件訴訟における審理，判断の対象とはならないから，控訴人らの上記主張は失当である。
イ固体廃棄物の昀終処分に関する主張について
控訴人らは，本件処分において，本件原子炉の運転に伴って発生する固体廃棄物の昀終処分について審査されなかったのは，規制法２４条１項２号及び４号要件に違反する旨主張するが（原判決第二編第一章第六節第二），款第一の三，同項２号の要件は，控訴人らの法律上の利益に関係がなくまた，固体廃棄物に係る安全性に関する事項については，原子炉設置許可に際しての安全審査において，固体廃棄物の当該原子炉施設の敷地内における廃棄設備の構造等が災害防止上支障がないものかどうか等，原子炉施設における基本設計の安全性に関係のある事項が，同項４号の許可要件に適合するかどうかの観点から上記審査の対象となるにとどまるものであって，固体廃棄物の昀終処分に係る安全性の問題は上記審査の対象に含まれるものではないから，控訴人らの上記主張は理由がない。ウ使用済燃料の再処理，輸送及び昀終処分に関する主張について控訴人らは，本件処分において，使用済燃料の再処理，輸送及び昀終処分について審査されなかったのは，規制法２４条１項２号及び４号要件に），違反する旨主張するが（原判決第二編第一章第六節第二款第一の四，五同２号の要件は，控訴人らの法律上の利益に関係がないものであり，また，使用済燃料に係る安全性に関する事項については，原子炉設置許可に際しての安全審査において，使用済燃料の当該原子炉施設の敷地内における貯蔵設備の構造等が災害防止上支障がないものかどうか等，原子炉施設における基本設計の安全性に関係のある事項が，同項４号の許可要件に適合するかどうかの観点から上記審査の対象となるにとどまり，使用済燃料の再処理，輸送及び昀終処分に係る安全性の問題は上記審査の対象に含まれるものではないから，控訴人らの上記主張は採用することができない。
エ廃炉に関する主張について
控訴人らは，本件処分において，廃炉について審査されなかったのは，規制法２４条１項２号及び４号要件に違反する旨主張するが（原判決第二編第一章第六節第二款第一の六，同項２号の要件は，控訴人らの法律上）の利益に関係がないものであり，また，廃炉に係る安全性に関する事項は，原子炉設置許可に際しての安全審査の対象となる事項とされておらず，別途，規制法３８条，６５条，６６条等によって規制されることとされているから，控訴人らの上記主張は理由がない。
オ労働者被ばくに関する主張について
控訴人らは，本件処分に際し，原発従事者の被ばくについて審査しなかったのは違法である旨主張するが（原判決第二編第一章第六節第二款第一の七，労働者被ばくに関する問題は，本件原子炉施設の周辺住民である）と主張するにとどまる控訴人ら自らの法律上の利益に関係のない事項であるから，控訴人らの上記主張は失当である。
カ防災計画に関する主張について
控訴人らは，本件処分に際し，防災計画について審査しなかったのは違法である旨主張するが（原判決第二編第一章第六節第二款第五，防災対）策に関係する事項は，原子炉施設の基本設計の安全性にかかわる事項ではないから，本件原子炉設置許可に際しての安全審査の対象ではないので，控訴人らの上記主張は失当である。
２本件処分の手続的違法性の有無について
(1)本件処分の手続について


上記前提となる事実によると，本件処分は，本件安全審査を含めて，設置法，規制法等の法定の手続にのっとり行われたものであると認められる。(2)本件安全審査手続における構造的瑕疵の有無についてア安全審査の手続規定に不備，不明確の瑕疵があるか否か。(ア)控訴人らは，行政手続が刑事手続と性質上差異があるとしても，憲法３１条の適正手続の要請は行政手続においても民主的統制の必要から広く適用されるべきであって，行政手続法に照らすと，行政手続に対する民主的統制の必要性は高いというべきところ，原子炉施設の周辺住民の同意手続はともかくとして，規制法等においては原子炉設置許可申請書やその添付書類の事前公開手続は定められておらず，公聴会の開催すら保障されていないので，このような安全審査手続によっては判断の公正さや正確さを保てることはできないから，規制法等の原子炉施設設置許可手続に関する規定は憲法３１条に違反するものであり，また，住民の参加手続と資料や議事録の公開手続規定もなく，原子炉設置許可の公正を担保する厳格かつ適正な法律上の手続規定もないまま本件安全審査が行われているから，本件処分も憲法３１条に違反する旨主張する。しかし，行政手続につき憲法３１条による保障が及ぶと解すべき場合であっても，行政手続は刑事手続とその性質においておのずから差異があり，また，行政目的に応じて多種多様であるから，常に必ず行政処分の相手方等に事前の告知，弁解，防御の機会を与えるなどの一定の手続を設けることを必要とするものではないと解するのが相当である。そこで，本件処分に関して検討すると，上記１(4)のように，原子炉設置の安全性の審査に当たっては，多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的，専門技術的知見に基づく総合的判断が必要とされるところ，規制法及び設置法は，原子力発電所の設置規制手続について具体的に規定し，原子炉の安全性については多数の専門家をもって組織される安全審査会において，各審査委員の専門分野の専門技術的知見に基づくだけでなく，安全審査会の審議・決定を通じて総合的見地からの検討・判断が行われ，その結果報告に基づいて原子力委員会が意見を述べ，これを尊重して内閣総理大臣が昀終的に判断することとしており，このように原子炉設置許可の段階で，原子炉を設置しようとする者の技術的能力並びに申請に係る原子炉施設の位置，構造及び設備の安全性につき，科学的，専門技術的見地から，十分な審査が行われるように規定されている。すると，このような規制によって，原子炉設置許可処分をするに当たり判断の公正さが十分担保されるといえるから，安全審査の手続規定が不備，不明確であるということはできない。
(イ)以上にかんがみると，基本法及び規制法が，原子炉設置予定地の周辺住民を原子炉設置許可手続に参加させる手続及び設置の申請書等の公開に関する定めを置いていないからといって，その一事をもって，上記各法が憲法３１条の法意に反するものとはいえず，また，本件処分に際し，周辺住民である控訴人らに安全審査の議事録及び資料が公開されず，適正手続の保障としての公聴会，告知・聴聞の手続が開催されなかったことが，同条の法意に反するものではないというべきであり（伊方原発昀高裁判決参照，なお，これらが行政手続法の趣旨に反するともいえ）ないから，控訴人らの上記主張は理由がない。
イ安全審査に係る技術的基準等が不合理，不明確であるか否か。(ア)控訴人らは，原子炉設置許可基準や安全審査基準は，安全審査そのものを左右しその決め手になる重要な事項であるので，可能な限り明確化され，法律で定めるべきであるから，原子炉の安全審査について必要不可欠な事項（審査対象，審査項目等）と，それぞれの審査事項の審査や検討に用いる技術や資料等の範囲，及びそれらの水準ないし精度，専門家の見解や分析結果等が分かれているときの選択基準や取扱方法，基準を改定し，変更する場合の手続等は，法律の委任もなくこれが被告行政庁の裁量にゆだねられる根拠はないところ，規制法２４条１項４号の規定の仕方は極めて抽象的であって，安全性に係る具体的な事項の審査基準をこれに求めることは困難であり，更に実際の安全審査に用いられている立地審査指針，ＥＣＣＳ安全評価指針，線量目標値指針，線量目標値評価指針，安全設計審査指針，気象指針等の安全審査の基準は，単なる行政内部の内規にすぎず，そのときどきの情勢によって容易に変えられ，しかもその内容や水準が明瞭にして高度であるとはいえず，このような不合理，不明確な基準によりなされた安全審査の手続には重大な瑕疵があるから，規制法等の原子炉設置許可手続に関する手続規定は憲法３１条，４１条，７３条，８１条に違反する旨主張する。しかし，規制法２４条１項４号は，原子炉設置許可の基準として，原子炉施設の位置，構造及び設置が核燃料物質（使用済核燃料を含む，。）核燃料物質によって汚染された物（原子核分裂生成物を含む）又は原。子炉による災害の防止上支障がないものであることと規定しているが，それは，原子炉施設の安全性に関係する審査が，多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的，専門技術的知見に基づいてされる必要がある上，科学技術は不断に進歩，発展しているため，原子炉施設の安全性に関する基準を具体的かつ詳細に法律で定めることは困難であるのみならず，昀新の科学技術水準への即応性の観点からみて適当ではないとの見解に基づくものと考えられ，上記見解は十分首肯し得るところである。そして，上記１(4)ア及びイのとおり，規制法２４条１項３号（技術的能力に係る部分に限る）及び４号の要件適合性の判断については，。内閣総理大臣の専門技術的判断にゆだねているから，具体的審査基準を定めてその適合性を判断する方法を採用するか，又はこのような基準を定めないで各専門分野の学識経験者等を擁する原子力委員会の科学的，専門技術的判断にゆだねる方法を採用するか，あるいはこのような基準を定めるとしても，どの程度具体的かつ詳細なものとするかなどの事項についても，内閣総理大臣ないし原子力委員会・安全審査会が自ら判断して決定すべき事柄であると解するのが相当である。


(イ)そうすると，実際の安全審査に用いられている立地審査指針，ＥＣＣＳ安全評価指針，線量目標値指針，線量目標値評価指針，安全設計審査指針，気象指針等の安全審査の基準が，行政内部の内規にすぎないとしても，これをもって，規制法等の原子炉設置許可手続に関する手続規定が直ちに憲法３１条，４１条，７３条，８１条に違反するものということはできない。なお，本件安全審査における具体的審査基準に不合理な点があるといえないことは後記６(2)ないし(6)のとおりである。，しかも，上記１(4)ア及びイのとおり，原子炉設置許可に当たってはその申請に係る原子炉施設の位置，構造及び設備の安全性に関する審査の適正を確保するため，各専門分野の学識経験者等を擁する原子力委員会の科学的，専門技術的知見に基づく意見を聴き，これを尊重するという，慎重な手続が定められていることを考慮すると，規制法等の原子炉設置許可手続に関する手続規定が不合理，不明確であるとの非難は当たらないというべきであるから，控訴人らの上記主張は失当である。ウ本件安全審査は，法律上の根拠に基づくものであるか否か。控訴人らは，本件処分は，法律又はその委任に基づいて定められたものではない原子炉施設の安全性に関する立地審査指針，ＥＣＣＳ安全評価指針，線量目標値指針，線量目標値評価指針，安全設計審査指針，気象指針等の安全審査の基準を用いた本件安全審査に依拠してされたものであるから，権力分立の原則を定めた憲法４１条，７３条，８１条に違反する旨主張する。
しかし，上記立地審査指針等は，あくまで内部的な指針であり，一般に行政庁がある行政処分に関し法的に何ら拘束力を有しない内部的な基準や指針を定めても，これが直ちに違法となるものではない。したがって，原子力委員会あるいは安全審査会が本件安全審査に当たりこれら指針を参考にしたとしても，本件処分が憲法４１条，７３条，８１条に違反するとはいえない。
エ本件安全審査は，いわゆる原子力三原則に違反するか否か。(ア)控訴人らは，本件安全審査について，第１２０部会の審査が秘密裡に行われ，その議事録も公開されないで公聴会もなく，殊に原子力委員会の委員及び安全審査会の審査委員は，政府が原子力発電所の建設に積極的に賛成する学者等を恣意的に選出しており，学術会議や学会からの推薦という形式を採っておらず，原発建設に慎重な，あるいは批判的な姿勢を持つ学者は１人も審査委員に任命されていないなど原子力委員会の委員及び安全審査会の審査委員の人選は不公正であって，原子力委員会はほぼ完全に政府の支配下にあるというべきであるので，本件安全審査を適切かつ公平に行う審査体制があったとはいえないから，基本法２条に定める「民主「自主「公開」の原子力三原則に違反する旨主」，」，張する。
そこで，基本法を検討すると，同法は，原子力の研究，開発及び利用を推進することによって，将来におけるエネルギー資源を確保し，学術の進歩と産業の振興とを図り，もって人類社会の福祉と国民生活の水準向上とに寄与することを目的とし（同法１条，原子力の研究，開発及）び利用は平和の目的に限り，民主的な運営の下に，自主的にこれを行うものとし，その成果を公開し，進んで国際協力に資するものとすることとし（同法２条，このようにその基本方針を明らかにしている。そし）て，基本法は「原子炉を建設しようとする者は，別に法律で定めると，ころにより政府の行う規制に従わなければならない（１４条前段）。」と規定しているから，上記基本方針は，原子炉の設置にも妥当すべきものであるが，具体的な法的規制についてはすべて別に制定された規制法等及びその下位法令の定める手続にゆだねられているので，上記基本方針もこれらの法律等を通じて実現されるべきことが予定されているにとどまり，基本法が，これらの法律等をとおさずに，原子力の研究，開発及び利用に関して直接国民の権利義務に影響を及ぼしたり，国民と国家との間の具体的な法律関係を形成するものではないと解するのが相当である。
(イ)そこで，上記基本方針のうち民主の原則についてみるに，上記前提となる事実によると，基本法は，原子力委員会を置くことを定め（同法４条，原子力の研究，開発及び利用に関する事項について企画し，審）議し，及び決定することを規定しているところ（同法５条，原子力委）員会の委員は，両議院の同意を得て，内閣総理大臣が任命するとされ（設置法８条１項，安全審査会の審査委員は，学識経験のある者及び）関係行政機関の職員のうちから，内閣総理大臣が任命するとされ（同法１４条の３第２項，他方，内閣総理大臣は，原子炉設置許可処分をす）る場合においては，規制法２４条１項各号に規定する基準の適用について原子力委員会の意見を聴き，これを尊重しなければならないことが同条２項に規定されているから，民主の原則は原子炉設置許可手続においては，このような形で実現されているというべきである。そして，原子力委員会の委員には身分保障（設置法１０条２項）があり，内閣総理大臣は原子力委員会の決定を尊重しなければならないとされていることに照らすと，原子力委員会が政府の支配下にあったと断ずることはできず，また，本件全証拠によっても，個々の原子力委員，審査委員が原子力発電所の建設を積極的に推進することだけを考え，その学問的あるいは専門的知識に基づいた真摯な安全審査を行わなかったと認めることはできない。
また，上記基本方針のうち自主の原則は，我が国が他国の支配や干渉を受けずに自主的に研究等を行うべきことを宣言したもので，原子炉設置許可処分においては，安全審査の手続や原子力委員会の構成等によりおのずから実現されるものと予定されているだけで，特段の具体的な手続規定が設けられていると解すべき根拠はない。
さらに，上記基本方針のうち公開の原則は，原子力の研究等の成果についてであって，原子炉の設置許可処分をするに当たりその審査手続まで公開することを含んでいないことは明らかであり，また，規制法等において安全審査の手続を逐一公開すべきことや公聴会を開催すべきことまでが規定されていると解すべき根拠はない。
(ウ)以上のとおり，上記原子力三原則は，原子力の平和利用を担保しようとするものであり，原子力の平和利用方法である発電用原子炉の設置許可手続を直接規制するものではないから，控訴人らの上記主張は理由がない。
オ本件安全審査における審査体制が不備であるか否か。控訴人らは，我が国の原子力委員会やその下部機関である安全審査会，それらの事務局である科学技術庁原子力局規制課には，実質的な安全審査を実施できる人員も，施設・設備も，予算もないのが実態であり，また，審査委員は，いずれも大学教授等他に本職を持つ非常勤の委員で構成されており，安全審査に専念できる体制になっていないことなどから，本件安全審査における審査体制では，本件原子炉施設の安全性を実質的に審査することが極めて困難であった旨主張する。


しかし，上記前提となる事実のとおり，本件安全審査は，原子炉工学，核燃料工学，熱工学，放射線物理学，地震学，気象学等のそれぞれの分野における専門家である審査委員３０名及び調査委員２８名により構成された本件安全審査会によって，昭和５０年５月２３日から同５２年８月１２日まで合計２６回にわたり開催されていること，安全審査会は，第１２０部会を設置し，更にこれをＡないしＣの３つのグループに分け，同５０年６月１０日から同５２年８月２日までの間に，全体会合が７回，Ａグループ会合が３９回，Ｂグループ会合が１１回，Ｃグループ会合が２０回，Ａ・Ｂグループ会合が２回，それぞれ開催されていることが認められる。そうすると，我が国の原子力委員会やその下部機関である安全審査会，それらの事務局である科学技術庁原子力局規制課に実質的安全審査を実施できる相応の人員，施設・設備及び予算を有していたと推認することができ，これを左右するに足りる証拠はない。そして，審査委員が非常勤とされているのは，できるだけ広い分野にわたり高度な専門技術的知見を有する優秀な人材を審査委員に採用することを可能とするためとも考えられ，審査委員が非常勤であることが直ちに審査の不十分さを招くともいえず，これを認めるに足りる証拠もない。
したがって，控訴人らの上記主張は理由がない。
カ部会による安全審査は違法か否か。
控訴人らは，安全審査会において必要的機関でも常設的機関でもない第１２０部会が設置された上，本件原子炉に係る実質的な安全審査が，同部会や，更に同部会内にＡ，Ｂ及びＣの３グループにおいて実施されたのは行政の責任転嫁であり，極めて危険な安全審査手続である旨主張する。しかし，上記前提となる事実によれば，安全審査会に，その所掌事務を分掌させるために部会を置くことができるとされており（昭和５１年７月），１３日原子力委員会決定による改正前の安全審査会運営規程７条，８条部会は，安全審査会から審査方針，審査事項等の指示を受けて，調査審議を行い，その過程において適宜，審査状況を安全審査会に報告し，安全審査会の審議に付するものであって，昀終的な調査審議結果を部会報告にまとめて安全審査会に報告することになっていたのであるから，これは，調査審議を適切かつ効率的に行うための方策と考えられ，しかも同部会のみが実質的な審査をなし，本件安全審査会の安全審査が形骸化していたと認め得る証拠はないから，控訴人らの上記主張は理由がない。キ合同審査による安全審査手続は違法か否か。
(ア)控訴人らは，第１２０部会が原発推進の急先鋒である通産省原子力発電技術顧問会と合同で審査を行っているので，安全審査の技術基準のあいまいさも加わって，馴れ合い的な安全審査が行われてきた可能性を否定できず，また，科学技術庁原子力局の局長ら職員が毎回多数，安全審査会や部会に出席し，事実上審査をリードしたのであるから，このように他の機関の実質上の関与によってなされた報告書等は，信用性を欠如しており，本件安全審査は違法である旨主張する。
そして，証拠（甲６８，乙４）及び弁論の全趣旨によれば，昭和５０年５月２３日に開催された第１３７回安全審査会において，第１２０部会が設置されると共に，審議は，通産省原子力発電技術顧問会と合同で行う旨決定されたことが認められる。
しかし，証拠（乙４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，①原子力発電技術顧問会は，昭和４０年１１月の通産省省議決定により，規制法７１条に基づく内閣総理大臣への同意，通産大臣の電事法上の原子力発電に係る許認可等に際し，当該原子炉を含む電気工作物全体の安全性に関する技術的事項について諮問するため，通産大臣の諮問機関として設置されたこと，②このため同顧問会の審査と安全審査会（又はその部会）における審査は，両審査が密接な関連を有し，審査の効率化に資するため，合同で審査を行うことが慣例であったこと，③本件安全審査の審査委員の多くが同顧問会の会員を兼ねていたことが認められる。
上記認定事実によると，第１２０部会と通産省原子力発電技術顧問会は，いずれも原子炉の安全性に係る専門技術的事項を審査するにすぎないから，本件安全審査における第１２０部会が通産省原子力発電技術顧問会と合同で本件原子炉の安全性に係る事項について審査を行ったとしても，本件安全審査会の判断が不当な影響を受けたとはいい難く，また，このような事実を認めるに足りる証拠もない。
(イ)次に，証拠（乙４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣によると，科学技術庁原子力局長は，本件安全審査会の審査委員に任命されていたことが認められる（なお，本件安全審査の途中で，昭和５１年１月の科学技術庁設置法改正に伴い，同庁原子力局長が審査委員を退任し，同庁原子力安全局長が審査委員となった。しかし，設置法１。）５条によれば，原子力委員会の庶務は，科学技術庁原子力局において処理するものとされ，更に安全審査会運営規程４条２項により，安全審査会の議案に必要な資料は科学技術庁原子力局において準備するものとされていることを総合考慮すると，同局の職員が原子力委員会，本件安全審査会及び第１２０部会に出席することは当然であり，また，科学技術庁原子力局の局長ら職員が事実上安全審査をリードしたと認めるに足りる証拠もない。
(ウ)したがって，控訴人らの上記主張は理由がない。ク本件安全審査において審査範囲の限定をしたことは違法か否か。控訴人らは，本件安全審査においては，温排水による海中生物への影響，固体廃棄物や廃炉などの昀終処分，使用済燃料の再処理，輸送等の問題が審査対象外とされている上，安全審査対象事項を本件原子炉の基本設計ないし基本設計方針に限定しているので，審査範囲・審査対象を不当に限定した点において本件安全審査は違法である旨主張する。しかしながら，上記１(2)及び(5)のとおり，規制法２４条により，原子炉設置許可における安全審査については，当該原子炉施設における基本設計の安全性にかかわる事項のみが審査の対象となるのであるから，控訴人らの上記主張は失当である。
ケ資料の収集等の審査方法に違法があるか否か。
控訴人らは，原子力発電所の安全性を確保すべき第一次的責任は，原子炉施設の設置の許否を決することのできる行政庁にあるにもかかわらず，本件安全審査においては，原子炉設置者である申請者の提出する資料やデータに基づき，その基本設計及び基本的設計方針が適切であるか否かが確認されただけで，自ら必要な資料やデータを収集し，必要な計算や実験を行うという方法が採られなかったから，本件安全審査の審査方法は違法である旨主張する。


しかしながら，原子炉の安全性の確保は，直接原子炉を設置，運転する原子炉設置者が第一次的にその責を果たすべきであり，原子炉設置許可における安全審査においては，原子炉設置者の申請に係る内容が災害の防止上支障のないものであるかどうかをその申請者の提出する資料に基づいて審査すれば足りると考えられるから（なお，資料に疑義があれば，原子力委員会は，申請者にその点の説明や追加資料の提出を促すことができると解される，控訴人らの上記主張は失当である。。）
コ本件安全審査手続に不公正，不適正があるか否か。(ア)控訴人らは，原子炉設置許可手続における安全審査手続は，他のいかなる行政手続にも増して，公正らしさと適正らしさが要求され，実際の安全審査においても厳格かつ公正な判断がなされるべきものであるところ，①原子力委員会は，本件安全審査の当時，原子力開発を推進する側とこれを規制する側との両方の役割を同時に兼ねていたため，安全審査体制自体に甚だしい不公正が生じていること，②原子力三原則で担保されているはずの関係資料の公開や提供がなされなかったこと，③原子力委員会やその下部機関である安全審査会には，実質的な安全審査をやり遂げるだけの人材はなく，施設・設備，資料・データ及び予算もないのが実情で，具体的な審査のやり方は，本件原子炉の安全審査とは何の関係もない他の機関（通産省原子力発電技術顧問会）が関与し，調査委員などと称する法的地位や資格の極めてあいまいな人が多数関与（それも中心的に関与している）したこと，④しかも，専門技術的知見を有。する各専門分野の学識経験者とは全く立場を異にする行政機関の職員の代理者が数多く関与（それも中心的に関与している）したこと，⑤ご。く限られた部会員が，原子炉設置許可の申請者側から提出された資料やデータを短時間，形式的に審査しただけであることから，本件安全審査は，憲法３１条に違反して，不公正，不適正に行われている旨主張する。上記前提となる事実によると，本件安全審査及び本件処分当時の原子力委員会は，核燃料物質及び原子炉に関する規制に関すること（設置法２条４号）のほかに，原子力利用に関する政策に関すること（同条１号）等，原子力の利用と開発を推進することに関しても所掌することとされていたが，本件処分後の昭和５３年７月５日，同年法律第８６号より設置法が改正され，従前の原子力委員会の所掌事務のうち安全の確保及び障害の防止に関するものは原子力委員会とは独立した原子力安全委員会が所掌することとされた。
しかし，原子力の研究，開発及び利用に関する行政の民主的かつ効率的な運営を図るために，原子力の利用，開発の推進とその安全の確保とを総合的見地から併せ所掌する１つの委員会を設置するのと，これらを各別に所掌する２つの委員会を設置するのと，いずれが優れた制度であるかは，にわかに断じ難く，立法政策に属する事柄であるということができる。
そして，安全審査会の審査委員の資格は法定され（設置法１４条の３，原子力委員会の委員の任免及びその服務についても厳格な規制が）なされている（同法８ないし１０条，１３条，１４条）など，原子炉設置許可に関する安全審査体制は慎重かつ厳正な審査を確保し得るよう整備されており，かつ，本件処分も上記体制に沿って行われたのであるから，控訴人ら主張のような体制が採られていたからといって，その一事をもって，本件処分が不公正，不適正に行われた違法なものであるということはできない。
(イ)さらに，設置法は原子力委員会の委員の資格について特に定めていないから（同法８条，同法は，原子炉に係る安全性に関する事項につ）いての専門技術的観点からする調査審議は，原子力委員会が直接に行うのではなく，安全審査会の専門技術的調査審議に基づく報告を踏まえて行うことを予定していると解され，原子力委員全員が，原子炉施設の安全性に関する専門技術的知識や経験を有する者である必要はなく，また，安全審査会と同じレベルでの専門技術的議論がなされなければならないというものではないというべきである。そして，本件安全審査手続に控訴人ら主張の不公正，不適正があったことを裏付ける具体的な事情を認めるに足りる証拠はない。
内閣総理大臣がした本件処分においては，上記前提となる事実のとおり，原子力委員会は規制法等所定のとおり審議・判断したものであって，上記アないしケ並びに後記(3)アないしオのとおり，控訴人ら主張の違法はないというべきである。
(ウ)したがって，控訴人らの上記主張は失当である。サ安全審査手続について立法の瑕疵があるか否か。
控訴人らは，(ア)原子炉設置の安全審査に関する手続規定が整備されておらず，かつ，住民参加の手続が保障されていないなどの点で極めて不備であって，憲法３１条をはじめとする諸規定との関連で，憲法上極めて問題であること，(イ)原子力発電所の安全審査に用いられている安全審査指針等の技術基準が，内容的にみて一義的に明確ではなく，かつ，国際基準から時代遅れであったり，そのときどきの情勢によって容易に変更されるなどの点で問題であるほか，法定化が可能であるにもかかわらず，法定化することが意識的に避けられてきているなどの点で憲法上重大な疑義があること，(ウ)現実の原子力委員会若しくは安全審査会の安全審査においては，原子力三原則を無視した手続が取られていることから，原子炉設置許可手続における安全審査手続においては，憲法上要請されている手続規定が十分に整備されたり，立法化されたりしていないので，いずれも立法の瑕疵があり，憲法１３条，３１条，４１条，７３条，８１条に違反するのみならず，憲法の基本原則である国民主権主義，基本的人権尊重主義，民主主義の諸原則と，憲法が基本的な原理として採用している法治主義の原理，行政の司法的統制の原理，人権の裁判的保障の原理にも違反する旨主張する。
しかし，本件安全審査手続が憲法３１条に違反するものではないことは，上記２(2)アのとおりであり，安全審査基準の内容が高度の専門性及び多様性を有することや，科学技術の進歩に対応する等のため，むしろ安全審査基準は法律により定めることに適さないことは，上記２(2)イのとおりであり，安全基準を法律によって定めるべきものと解すべき根拠はなく，また，安全審査が原子力三原則に反するものでないことは上記２(2)エのとおりである。そして，他に控訴人らの上記主張のような安全審査手続について憲法に違反する立法の瑕疵に該当する事実があると認め得る証拠はない。
(3)本件安全審査手続における個別的瑕疵についてア原子力委員会委員長の不在の際にその職務代理者が選任されていたか否か。


(ア)控訴人らは，原子力委員会が本件安全審査を行った際，委員長不在のまま審議をしたことがあるほか，昀終答申という昀も大切な委員会決定すら委員長不在のまま行われており，委員長の職務代理者も選任されていなかったから，本件安全審査は違法である旨主張する。上記前提となる事実によると，原子力委員会は，委員長及び３人以上の委員の出席がなければ，会議を開き，議決をすることができないとさ），れている（設置法１１条２項。そして，証拠（甲５７の①，６０の①６４，６５の①，６６の①，６７の①）及び弁論の全趣旨によれば，本件原子炉の安全審査に関連する合計１１回の原子力委員会のうち，昭和５０年の第１３回定例会議（同年４月１日）及び第１７回定例会議（同年５月２０日，昭和５１年の第４８回定例会議（同年１２月１４日，））昭和５２年の第３２回臨時会議（同年８月１２日，第３３回定例会議）（同年８月１６日）及び第３４回定例会議（同年８月２３日）の計６回の各委員会に委員長が出席していなかったことが認められる。しかし，証拠（乙１０１ないし１０４）及び弁論の全趣旨によると，(ア)原子力委員会においては委員長に故障がある場合に委員長を代理する者をあらかじめ常勤の委員のうちから定めておくことができること（設置法７条３項，(イ)委員長として，昭和４９年１２月９日にＰ８）委員長，昭和５１年９月１５日にＰ９委員長，及び同年１２月２４日にＰ１０委員長がそれぞれ任命されたが，昭和４９年１２月１０日にＰ８委員長の代理者として，昭和５１年９月２１日にＰ９委員長の代理者として，昭和５２年１月７日にＰ１０委員長の代理者としていずれもＰ１１委員が指名されたこと，(ウ)控訴人らが指摘する委員長の欠席した計６回の原子力委員会については，いずれも上記Ｐ１１委員長代理が出席し，委員長の職務を務め，原子力委員会開催に必要な要件を満たしていたことが認められる。
(イ)したがって，委員長不在の際にはいずれの場合も適法に選任されたＰ１１委員長代理によって原子力委員会が開かれ，本件安全審査に係る審議・議決が行われているから，控訴人らの上記主張は理由がない。イ原子力委員会の審査方法等に違法がないか否か。
控訴人らは，原子力委員会の本件安全審査について，自らあるいは事務局を使って必要な資料を分析，点検，検討して行うことをせず，専ら原子力委員会の下部機関である安全審査会及び第１２０部会に任せ，原子力委員会独自の審査は１時間ないし２時間の短時間内に多くの議題や報告（多いときは５件以上あった）を掛け持ちして行ったにすぎず，到底法の要。求している科学的，専門技術的事項についての専門家の安全審査といえないから，本件安全審査は違法である旨主張する。
しかし，上記(2)コのとおり，設置法は，原子力委員会の委員の資格について特に定めていないから（同法８条，同法は，原子炉に係る安全性）に関する事項についての専門技術的観点からする調査審議は，原子力委員会が直接に行うのではなく，安全審査会の専門技術的調査審議に基づく報告を踏まえて行うことを予定しているところ，上記前提となる事実によって認められる本件処分に係る安全審査会における審査の状況，原子力委員会の本件安全審査の手続経過，内容及び内閣総理大臣に対する答申等を総合考慮すると，本件安全審査には合理性があるから，科学的，専門技術的事項についての専門家の安全審査ではないと断ずることはできないので，控訴人らの上記主張は理由がない。
ウ本件安全審査会における並行審査は違法か否か。
控訴人らは，本件安全審査会における審査は，正味２，３時間のうちに少ないときでも５，６件，多いときは１０件以上の審査を同時並行的に行っており，本件安全審査は余りにも機械的，形式的であり，到底専門技術的審査とはいえないから，本件安全審査は違法である旨主張する。しかし，証拠（原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によれば，本件安全審査会は，１期日に多数の案件を処理することもあるが，議事の内容に応じ，重要な案件については十分な時間を掛けて審査したこと，その程度の審議であっても，専門技術的知見を有する審査委員らが安全性の確保の判断として十分であるとしたことが認められるから，控訴人らの上記主張は失当である。
エ安全審査会の出席者は適法か否か。
(ア)控訴人らは，①本件安全審査を行う安全審査会の会合には，毎回のように審査委員の代理人が複数人出席し，定足数に満たなかったにもかかわらず，安全審査会が開催され，実質的な審議が行われたこと，②正規の審査委員のほかに法的な性格が全く不明な調査委員が多数参加していたこと，③昭和５２年４月１９日開催の第１５８回安全審査会において，定数３０名のところ３分の１の１０名しか出席していないことから，安全審査会における本件安全審査手続は違法である旨主張する。しかし，審査委員は，学識経験のある者及び関係行政機関の職員のうちから，内閣総理大臣が任命することとなっている（設置法１４条の３第２項）が，上記委員のうち，関係行政機関の職員のうちから任命された審査委員については，その者の有する専門的学識・経験とともに，当該行政機関自体が有する高度の専門技術的知見を安全審査に役立てるため，その者が属する関係行政機関を代表する者として選任されるものと解されるから（個別的な学識経験が重視されて）学識経験のある者の，うちから任命された審査委員の場合とは異なって，適切な代理者である限り，代理出席を認めても何ら法の趣旨に反するものではないと解するのが相当である。
証拠（乙１０５，１０６，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によれば，安全審査会は，昭和３６年９月２２日，設置法１６条，設置法施行令４条，安全審査会運営規程８条に基づき，上記関係行政機関の職員のうちから任命された審査委員については代理出席を認め，その代理人を定足数に加え，議決権を持つ旨を決定したこと，本件安全審査会に代理者を出席させた審査委員は，いずれも関係行政機関の職員のうちから任命されたものであることが認められる。
(イ)また，証拠（乙４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によれば，調査委員制度は，昭和４４年６月，設置法１６条，設置法施行令４条，安全審査会運営規程８条に基づき，審査委員を補助して安全審査会の調査審議の能率向上を図るために設けられ，原子炉の安全性に関する事項を調査することを職務内容とされたことが認められるので，調査委員制度は法令上の根拠を有するから，調査委員が安全審査会に出席したことは適法である。


(ウ)さらに，証拠（甲８９の①，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によれば，控訴人らの主張の第１５８回の安全審査会では，当時の委員総数１９名に対して，出席者数が１０名であるから，定足数を満たしていることが認められるから適法である。
(エ)したがって，控訴人らの上記主張は理由がない。オ調査委員中心の本件安全審査は違法か否か。
(ア)控訴人らは，第１２０部会における部会員の出席率は悪く，審査委員の代理人も出席しており，また，実際に調査や審議を担当した者は何らの資格も権限もなかった調査委員であり，特に現地調査の大半は少数の調査委員によって行われたものにすぎず，このように調査委員中心で行われた同部会の審査方法は違法であり，その判断を受け継いだ原子力委員の本件安全審査も違法である旨主張する。
しかし，証拠（甲９４の③，乙４）及び弁論の全趣旨によれば，第１２０部会の会合に代理者は出席していなかったことが認められ，また，上記エのとおり，調査委員制度は，設置法１６条，設置法施行令４条，安全審査会運営規程８条に基づき，審査委員を補助して安全審査会の調査審議の能率の向上を図るために設けられたものであり，調査委員は，原子炉の安全性に関する事項を調査することをその職務内容とするものであるから，第１２０部会における調査審議に関与し，現地調査を行ったことは適法であるというべきである。
(イ)また，証拠（甲９４の③，乙４，原審における証人Ｐ１の証言）によると，審査委員も第１２０部会の調査審議に関与し，多数回にわたり現地調査を行ったことが認められるから，現地調査の大半が少数の調査委員によって行われ審査委員がこれに関与していなかったということはできない。
(ウ)さらに，証拠（乙４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，第１２０部会においては，審査委員及び調査委員のそれぞれの専門分野に応じたＡないしＢの三つのグループ毎の調査審議が行われ，しかも，その中でも特定の専門分野に係る事項については，特定の審査委員，調査委員が分担して審査するという方式がとられていることが認められる。
そして，原子炉に係る安全性に関する事項のような高度に専門技術的事項を審査する場合には，上記のような方式は合理性があり，議題ごとに各グループ，更には第１２０部会の出席者が代わり，それぞれの会合に審査委員及び調査委員全員が参加しなかったとしても必ずしも調査審査に支障が生ずるわけではないと考えられ，第１２０部会が行った調査審議の方法が違法であったということはできない。
(エ)したがって，控訴人らの上記主張は理由がない。
(4)小括
以上によれば，本件処分の手続的違法に関する控訴人らの主張はいずれも失当であり，本件処分にはその手続において取消理由となるような違法はないというべきである。
３規制法２４条１項１号所定の要件適合性は，司法審査の対象となるか否か。(1)控訴人らは，ア本件処分においては，本件原子炉から生じる使用済核燃料の再処理によって取り出されるプルトニウムについての軍事転用の危険性を防止する十分な保障がされていないこと，イ日本の原子力平和利用の結果として生まれた原子力発電所で燃焼した使用済みのウラン燃料は，一定期間原子炉施設内の使用済燃料プールで冷却した後，再処理工場に運ばれて再処理され，再処理で抽出したプルトニウムがイギリスやフランスの各再処理工場で原爆材料に転用され，原爆や水爆，中性子爆弾等の核爆弾が製造されていること，ウ核燃料サイクルから生まれる濃縮ウランの残り滓である劣化ウランは，対戦車用等の弾薬に用いられたり，劣化ウラン弾に加工され，実際に戦争に使用されているところ，劣化ウランの実戦使用は，平成３年の湾岸戦争，ユーゴスラビアの内戦のほか，平成７年のボスニア・ヘルツェゴミナ紛争，平成１１年のコソボ・セルビア紛争であり，また，沖縄の射爆場で演習にこれが使用されていること，エ原子力の歴史を振り返ると，軍事費だけで原子力技術を維持できなくなったため「平和利用」を口実にその技術維，持の負担を民間に求めてきた経緯があること等から，本件処分は規制法２４条１項１号に違反する旨主張する。
しかし，上記１(1)のとおり，規制法２４条１項１号は，専ら公益実現のための規定であって，控訴人らの法律上の利益に関係がないものであり，控訴人らの主張の上記要件に係る違法事由は本件訴訟の審理・判断の対象とはならないというべきである。
(2)したがって，その余の点について判断するまでもなく，控訴人らの上記主張は失当である。
４規制法２４条１項２号所定の要件適合性は，司法審査の対象となるか否か。(1)控訴人らは，ア本件処分においては，本件原子炉の運転に伴って発生する固体廃棄物の昀終処分，使用済燃料の再処理，輸送及び昀終処分並びに廃炉等について審査が行われていないこと，イ日本の電力会社においては，地域を電力会社毎に分割した地域独占体制と総括原価で決められる価格システムを採用しているので，その電気料金は世界で昀も高く，その是正のために電力事業の規制緩和と自由化政策が展開されているが，膨大な負債を抱えている上に，発電システムの革命的大変化が目前に迫っている現段階においては，将来とも計画的に原子力発電を遂行する義務を果たすことはできないこと，ウ原子力発電所を運転していくことに伴い必然的に生み出される核のゴミを，想像を超える長期間安全に管理することは不可能であること，エ放射性廃棄物の昀終処分の方法及び廃炉の処理方法とその安全性が確立しない限り「原子力の利用及び開発の計画的遂行」は不可能であること等から，本，件処分は規制法２４条１項２号に違反する旨主張する。しかし，上記１(1)のとおり，規制法２４条１項２号は，専ら公益実現のための規定であって，控訴人らの法律上の利益に関係がないものであり，控訴人らの主張の上記要件に係る違法事由は本件訴訟の審理・判断の対象とはならないというべきである。
(2)したがって，その余の点について判断するまでもなく，控訴人らの上記主張は失当である。
５規制法２４条１項３号のうち経理的基礎に係る部分の要件適合性は，司法審査の対象となるか否か。また，同条１項３号のうち技術的能力に係る部分の要件適合性の判断に不合理な点はあるか否か。
(1)規制法２４条１項３号のうち経理的基礎に係る部分についてア控訴人らは，東京電力においては膨大な負債があって，原発災害時の生命，健康，財産の損失を補填する経理的基礎がないにもかかわらず，本件処分においてこれが認められたことは，規制法２４条１項３号の経理的基礎に係る部分に違反する旨主張する。


しかし，上記１(1)のとおり，規制法２４条１項３号の経理的基礎に係る部分は，専ら公益実現のための規定であって，控訴人らの法律上の利益に関係がないものであり，控訴人らの主張の上記要件に係る違法事由は本件訴訟の審理・判断の対象とはならないというべきである。イしたがって，その余の点について判断するまでもなく，控訴人らの上記主張は失当である。
(2)規制法２４条１項３号のうち技術的能力に係る部分についてア(ア)規制法２４条１項３号のうち技術的能力に係る部分の要件適合性審査については，専門技術的判断に基づいて，原子炉設置許可申請者に原子炉の設置，すなわち原子炉施設の詳細設計，工事を進めるのに十分な技術者が確保されているか否か，また，運転が開始される時までに運転を適確に遂行するのに十分な技術者が確保されることになっているか否かという観点から行われるものである。そして，これに対する裁判所の審理・判断は，上記１(4)のとおり，原子力委員会若しくは安全審査会の専門技術的な調査審議及び判断を基にしてされた被告行政庁の判断に不合理な点があるか否かという観点から行われるべきものである。上記技術的能力の要件適合性の審査として法令が予定している資料は，原子炉設置許可申請書に添付すべき「原子炉施設の設置及び運転に関する技術的能力に関する説明書（原子炉規則１条の２第２項５号）等で」ある。
(イ)上記前提となる事実によると，安全審査会は，規制法２４条１項３号のうち技術的能力に係る部分については，東京電力に当該技術的能力があるものと認め，原子力委員会も，上記安全審査会の審査結果のとおり判断して，内閣総理大臣に対してその旨を答申し，内閣総理大臣がこの答申を尊重して本件処分をしたことが認められる。
イ上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によれば，(ア)東京電力は，昭和３０年以来，原子力発電に関する諸調査，諸準備などを進めるとともに，特に技術者を国内及び国外の原子力関係諸施設へ多数派遣し，研究，調査，建設，運転等を通じ，技術的能力の涵養に努めてきていること，(イ)東京電力は，昭和４１年１２月に福島第一原発１号機（電気出力４６０ＭＷ）を着工し，昭和４６年３月に営業運転を開始し，更に同２号機（電気出力７８４ＭＷ）が昭和４９年７月に，同３号機（電気出力７８４ＭＷ）が昭和５１年３月にそれぞれ営業運転を開始し，引き続き本件安全審査のころは同４・５号機（いずれも電気出力７８４ＭＷ）及び６号機（電気出力１１００ＭＷ）並びに福島第二原発１号機（電気出力１１００ＭＷ）を各建設中であったこと，(ウ)東京電力の昭和５２年７月１日現在の在籍する原子力関係技術者数は９００名を超えているが，本件原子炉施設の基本設計の実施，工事進捗の管理並びにこれらに付随する対外連絡等の業務に従事する約７０名の要員が継続的に，又は一時的に関与し，更に現地において全工程を通じ実際の建設に従事する平均５０名の要員の合計１２０名の技術者を確保する見込みであったこと，(エ)各部門の管理者については，原子力・火力発電所の建設，運転等に１０ないし２０年の経験を有する者が大半を占め，原子力技術者だけでも平均約１０年の経験を有し，今後も技術能力の養成訓練を行うことを計画していたこと，(オ)本件原子炉施設の運転においては，発電所の運営管理，対外連絡等の業務を行う約１０名のほか，実際に発電所の運転管理を行う現地要員約１５０名の技術者を運転開始時までに確保し，また，保健物理系，炉物理系，電気・機械系及び計測制御系等の知識を有し，かつ原子力経験も５，６年以上のものから管理職となる人材を確保することが見込まれたこと，(カ)法令上必要な主任技術者として，原子炉主任技術者有資格者１４名及び放射線取扱主任者有資格者４０名を有していたことが認められる。


そうすると，東京電力は，これまで複数の所定の原子力発電所設置許可を受けて，その建設と運転の実績を有し，現実に運転管理を行っている上，原子炉施設の詳細設計，工事を担当する技術者を含め相当数の原子力関係技術者を保有し，かつ，本件原子炉施設の発電所要員に対する研修教育についての計画を有し，本件原子炉施設の運転開始までに必要な要員と法令上必要な主任技術者を確保しているので，本件安全審査における上記判断には合理的根拠があり，その判断に不合理な点はないというべきである。ウもっとも，控訴人らは，平成１１年９月３０日に発生したＪＣＯ事故の教訓から核燃料取扱主任資格取得者が多数存在しても電気事業者の技術的能力を評価することはできず，また，東京電力には昭和６１年から平成１３年にかけてその保有する原子力発電所の自主点検記録に２９件もの不正があって，多くの事故隠し及び損傷隠しが判明しており，更に炉心シュラウドの応力腐食割れに関する米国の新しい維持基準についても適切にこれを運用し得る技術的能力はないので，東京電力に規制法２４条１項３号所定の技術的能力があると判断した本件安全審査は不合理である旨主張する。しかし，ＪＣＯ事故は，規制法第３章に規定される「加工の事業」を行う施設における事故であり，本件安全審査で審査の対象となる原子炉施設の基本設計の安全性にかかわる事項とは関連性がないものである。また，規制法２４条１項３号の技術的能力に係る部分は，主として原子炉施設による災害の防止を図る観点から規定されたものであるから，控訴人らの主張に係る自主点検記録の不正や報告懈怠は技術的能力の判断とは関係がないというべきである。さらに，弁論の全趣旨によると，炉心シュラウドの応力腐食割れに関する米国の新しい維持基準は，いまだ確立したものではないから，控訴人らの上記主張はその前提を欠いており失当である。ちなみに，上記前提となる事実及び弁論の全趣旨によると，本件処分後において，ＪＣＯ事故を契機として「原子力事業者の技術的能力に関す，る審査指針（平成１６年５月２７日原子力安全委員会決定）が定められ」ているが，これは，それまでの原子炉施設の知見の蓄積を踏まえて整理，成文化したものであり，本件安全審査の基礎とされた本件処分当時の知見がその後の新しい科学技術上の知見等からみて誤りであったとして全く新たな指針等を策定したものではないと解されるから，本件安全審査が前提とした知見及びその合理性に影響を与えるものではないというべきである。また，本件安全審査当時には，上記「原子力事業者の技術的能力に関する審査指針」は策定されていなかったが，原子炉設置許可の際の安全審査は，明文化された各指針のみならず，それまでの安全審査によって積み重ねられてきた経験及び審査委員等が有する科学的，専門技術的知見に基づく総合的な審査であるから，本件処分当時に具体的に明文化された当該審査基準が策定されていなくとも上記認定・判断を左右するものではないというべきである。
エしたがって，本件処分において，規制法２４条１項３号のうち技術的能力の要件適合性の判断に違法な点はないというべきである。６規制法２４条１項４号所定の要件適合性の判断に不合理な点はあるか否か。(1)原子炉施設の安全性の意義とその安全審査のあり方をどのように考えるか。
ア規制法２４条１項４号の要件適合性審査に対する司法審査のあり方(ア)規制法２４条１項４号の要件適合性審査については，専門技術的判断に基づいて，原子炉施設の位置，構造及び設置が原子炉等による災害の防止上支障がないものであるか否かの観点から行われるものである。そして，これに対する裁判所の審理・判断は，上記１(2)及び(4)のとおり，原子炉施設の安全性にかかわる事項のすべてをその対象とするものではなく，その基本設計の安全性にかかわる事項のみをその対象とし，かつ，原子力委員会若しくは安全審査会の専門技術的な調査審議及び判断を基にしてされた被告行政庁の判断に不合理な点があるか否かという観点から行われるべきであって，現在の科学技術水準に照らし，上記調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点があり，あるいは当該原子炉施設が上記具体的審査基準に適合するとした原子力委員会若しくは安全審査会の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があり，被告行政庁の判断がこれに依拠してされたと認められる場合には，被告行政庁の上記判断に不合理な点があるものとして，上記判断に基づく原子炉設置許可処分は違法と解すべきものである。規制法２４条１項４号所定の要件適合性の審査として法令が予定している資料は，原子炉設置許可申請書に記載される「原子炉を設置する工場又は事業所の所在地（規制法２３条２項４号「原子炉施設の位置，」），構造及び設備（同項５号）並びに同申請書添付書類のうち「原子炉」，施設を設置しようとする場所に関する気象，地盤，水理，地震，社会環境等の状況に関する説明書」など，原子炉規則１条の２第２項６号ないし１０号等が定める書類等である。
(イ)上記前提となる事実によると，安全審査会は，規制法２４条１項４号については，本件原子炉施設の設置に係る安全性は十分確保し得るものと認め，原子力委員会も，上記安全審査会の審査結果のとおり判断して，内閣総理大臣に対してその旨を答申し，内閣総理大臣がこの答申を尊重して本件処分をしたことが認められる。
そこで，規制法２４条１項４号の適合性審査・判断の違法性の有無を検討する前提として，同規定が審査の対象とする原子炉施設の危険性，しきい値の存否，原子炉施設の安全性の意義，安全審査のあり方について，以下，順次検討する。
イ規制法２４条１項４号が審査の対象とする原子炉施設の危険性上記前提となる事実によると，原子炉施設は，ウランの核分裂反応を制御しつつ継続的に起こさせ，必要な熱エネルギーを発生させるための装置であって，内蔵するエネルギーが莫大であるので，その安全性確保のためには，核分裂生成物を含む放射性物質の有する潜在的危険性を顕在化させないよう放射性物質を確実に管理することが基本方針となる。そこで，規制法２４条１項４号が審査の対象とする原子炉施設の安全性とは，その文言上も，原子力施設に特有の使用済燃料を含む核燃料物質，原子核分裂生成物を含む核燃料物質によって汚染された物又は原子炉によりもたらされるおそれのある災害を防止し得るものであることを意味することが明らかである。そして，基本法２０条の規定を併せ考慮すると，そこで想定されている原子炉施設の潜在的危険性は，主として原子力施設に特有の放射線による生命，身体の損傷及び放射性物質による環境の汚染であると解するのが相当である。
ウしきい値の存否


(ア)上記前提となる事実と証拠（甲１，１１８，１１９の①ないし④，１２０ないし１２２，１５２，１５４，１５６，１５７，１６１，１６３ないし１６６，１６７の①②，１６８ないし１７１，１７４の①ないし③，１８１，２０４，乙８，９，１６，１８，２１，２２，２４，２６，４６の①ないし⑦，４７の①ないし⑤，４８，５９の①ないし④，６０の①ないし④，６２の①ないし⑤，６３の①ないし④，１１８ないし１２４，１２６，いずれも原審における証人Ｐ２及び同Ｐ３の各証言）及び弁論の全趣旨によると，以下の事実が認められる。①放射線が人体に与える影響は，放射線の種類や量によって異なるものであり，それ自身の持つ電離作用などの性質により，生体に影響を与えるものである。そして，放射線の生体への作用には，放射線が細胞のＤＮＡ（遺伝子を構成する高分子化合物）などに直接当たることによって生ずる「直接作用」と，放射線が細胞内の水や有機物質などを電離することにより酸化力の強い物質（フリーラジカル）を発生させ，このフリーラジカルがＤＮＡなどを傷つける「間接作用」とがある。
放射線被ばくと身体的障害発生との関係におけるしきい値があるか否かの問題については，身体的障害のうちの高線量放射線による急性障害のしきい値に関してはこれを肯定する見解が一般的であるが，低線量放射線被ばくによる影響に関しては，線量が低くなるほど晩発性障害及び遺伝的障害の発生頻度は低くなるが，どのような低線量であってもその確率を零とすることはできないとして，しきい値はないとする見解，しきい値がないと断定できないが，これがないと推定すべきであるとする見解，放射線防護の観点からしきい値がないものと仮定すべきであるとする見解などがある。
②ところで，１９４０年（昭和１５年）代に入り，動植物に十数レム相当の放射線を照射すると，染色体が切断されるという異常が現れ，その切断数と放射線量が比例関係にあるという報告がなされていたが，人体に対しては，第二次大戦直後ころまでは，１００レムに相当する放射線を浴びてもいかなる障害も発生しないとされていた。その後，イギリスのＰ２３は，１９５５年（昭和３０年，妊娠中）の女性が下腹部又は骨盤部に診療用エックス線を受けた場合に，生まれた子供に幼児性白血病が多発するとの研究発表を行い，米国のＰ２４は，１９６１年（昭和３６年，ショウジョウバエを用いた実験に）よりエックス線の線量を５レムまで下げても，線量と突然変異率が比例関係にある旨報告し，さらに，米国のＰ２５は，１９６２年（昭和３７年，妊娠中に骨盤部にエックス線検診を受けた人と受けなかっ）た人，それらの者の子（合計７０万組）を対象とした調査を行った結果，数レム程度の被ばくと子の幼児性白血病との間に明白な関係がある旨報告した。また，上記Ｐ２３は，Ｐ２６と共同で，被ばくが妊娠１３週以内であれば３分の１ラドで，小児癌と白血病の発生率が自然発生率の２倍になる旨報告した。
③また，Ｐ１６は，１９７２年（昭和４７年，エックス線の場合２）５０ミリラド程度，中性子線の場合１０ミリラド程度で，それぞれ放射線量と突然変異数とが比例関係にある旨，米国のＰ２７夫妻は，１９６５年（昭和４０年，自然放射線が高いことで有名なコロラド州）において，自然放射線によるムラサキツユクサの雄しべの毛及び花弁の突然変異率の上昇が認められ，その線量は８４ミリレムであった旨，インドのＰ２８は，昭和４５年，トリウム２３２を含むケララ州の土壌を利用したムラサキツユクサの栽培実験を行ったところ，内部被ばくによって取り込まれた放射性核種の量と突然変異率が高い相関関係を示した旨，Ｐ２９は，サソリの精原細胞の染色体異常を調査したところ，自然放射線と染色体異常の発生との間に明確な関係が認められた旨，それぞれ報告した。
そして，Ｐ３教授は，昭和４５年から昭和５１年にかけて，ムラサキツユクサにおける突然変異の発生率と放射線量との関係についての研究を行い，ガンマ線及び散乱放射線の各線量と突然変異数とは，直線比例関係にあり，直線比例関係が確認された昀低線量は，ガンマ線の場合２．１レントゲン，散乱放射線の場合０．７２レントゲンである旨報告した。


しかし，ムラサキツユクサを用いた実験については，ムラサキツユクサの雄しべの毛の細胞が，放射線のみならず，温度，降雨，日照，農薬，自動車排気ガス等の諸要因に対しても高い感受性を示すため，ムラサキツユクサを用いた野外での実験によって，その雄しべの毛の細胞における突然変異の発生に対する放射線の寄与を正確に把握することは現実的にはほとんど不可能に近いし，仮に，可能であるとしても，そのためには，実験の方法や実験結果の解析の方法等を極めて慎重かつ緻密に行わなければならないところ，それが十分に行われていなかったとの批判もある。なお，これに対し，Ｐ３教授は，温度との関係等についても十分考慮して実験を行った旨反論している。④さらに，東北大学のＰ３０教授は，昭和５３年，全国２７道県４０２地点で２２年間にわたり５万７０００人以上の白血病死亡をとり上げて研究した結果，癌死亡率と線量率との間には正の相関関係があるが，相関係数は０．５までであまり大きくないこと，白血病死亡率と放射線との相関関係はこれより更に小さく，かつ負の相関をもつものが多いことが判明したとの論文を発表したが，上記論文に対し，その用いる線量率のデータが不十分であること，計算間違いが多いことなどからその内容の信用性に疑問があるとする批判もなされている。また，京都大学のＰ３１教授は，１９８６年（昭和６１年，ロン）ドンで開催された「電離放射線の生物効果」に関する国際会議において，日本の各地における体外自然放射線の被ばく線量率とこれら地域での癌発生率との間の相関関係について講演し「ガンの発生率と自，然放射線との明らかな相関を，観察した６期間のいずれにおいても得ることができなかった。しかし，いくつかのガンでは，自然放射線との間に有意な関係があるように見える」などと報告した。。⑤また，ＩＣＲＰは，１９５８年（昭和３３年）採択の勧告において，「生物学的な面では，低レベルの連続的被ばくから予想される放射線の長期の影響の場合『回復』は初期に想像されていたほど重要な役，割をおそらく果たしていない「昀もひかえめなやり方は，しきい」，値も回復もない，つまりその場合には，たとえ低い蓄積線量ですら，感受性の高い人々に白血病を誘発させることがあり，またその頻度は蓄積線量に比例するであろう，と仮定することである「人類は電。」，離放射線を全く使用することなしにすませることはできないので，実際上の問題は放射線線量を，個人及び集団全般に許容不能ではないような危険を伴う程度にまで，制限することである。この量が『許容線量』と呼ばれるものである「勧告されている昀大許容線量は昀大。」，の値であることが強調される。委員会は，あらゆる線量をできるだけ低く保ち，不必要な被ばくはすべて避けるように勧告する」などと。述べた上で，職業上の個人の被ばくについて「１８歳以上のすべて，の年齢の人の生殖腺，造血臓器，および水晶体中に蓄積される昀大許容総線量」を５×（年齢－１８）レムとすること（昀大週線量が０．１レムであることを示す，管理区域の周辺に住む一般人の被ばく。）について，このような公衆には放射線感受性の高い子供（胎児を含む）が含まれていることなどを考慮し，年間０．５レムを許容線量。とすること，更に，集団に対する遺伝線量（これをその集団の各人が受胎から子供を持つ平均年齢までに受けたと仮定した場合に，それらの個人が受けた実際の線量によって生ずるのと同じ遺伝的負担を全集団に生じるような線量）については，人の平均生殖年齢（３０歳）に達するまでの３０年間において，自然的バックグラウンド放射線及び医療行為以外の人工放射線源からの遺伝線量を５レム以下とすることなどを勧告した。
そして，ＩＣＲＰは，１９５８年（昭和３３年）採択の勧告以後１９９０年（平成２年）採択の勧告（甲２０４，乙１２１）に至るまで，低線量放射線による晩発性障害及び遺伝的障害について「しきい値，がない」ことを確認するに足りる資料はないが，しきい値はないものと仮定する立場をとっている。
⑥現在の自然放射線被ばくにおける地域差と晩発性障害及び遺伝的障害に関係については，人は，１人当たり平均して１年間で宇宙線などの空間から飛来してくるもの０．３９ミリシーベルト，土壌から放出されるもの０．４８ミリシーベルト，日常摂取する食物を通じ体内から照射されるもの０．２９ミリシーベルト，それに空気中のラドンなどの吸入により１．２６ミリシーベルトの計約２．４ミリシーベルトの自然放射線を受けており（ＵＮＳＣＥＡＲ（国際連合放射線影響科学委員会）の２０００年版レポート，また，我が国の九州と関東と）の間には年間０．２ミリシーベルト（０．０２レム）程度の差異が認められるにもかかわらず，九州において関東に比較してより多くの人が晩発性障害や遺伝的障害を受けていることを裏付ける資料はない。そして，諸外国における自然放射線による１人当たりの被ばく線量が大きく異なる地域を相互に比較してみても，晩発性障害や遺伝的障害の発生率には，意味のある差があるという結果はいまだ認められていない。
(イ)上記認定事実によると，自然放射線被ばくにおける地域差よりも小さい低線量放射線被ばくによる影響に関しては，有意な差が現れていないことが認められ，上掲証拠による限り，本件処分当時も現在も，低線量域の放射線被ばくと晩発性障害及び遺伝的障害との関係についてはすべて解明されているとはいえず，ＩＣＲＰが採用しているしきい値がないと仮定する見解が支配的であると認めるのが相当である。もっとも，控訴人らは，今日では低線量放射線被ばくの影響についてＩＣＲＰにおいてもこれ以下の線量では障害がないという「しきい値」はないとしており「しきい値」がないことは定説である旨主張する。，しかし，上記(ア)に掲記の証拠及び弁論の全趣旨によると，低線量放射線による晩発性障害及び遺伝的障害については，障害の頻度が極めて小さく，放射線を被ばくした場合としない場合とを比較した結果においても障害の発生率に特段の差が存しないので，被ばく線量とそれによって生ずる障害の関係を明確にする知見はいまだにないこと，このため，ＩＣＲＰにおいても，いかに低い線量でも障害が生ずるかもしれないという仮定，いわゆる「しきい値がない」という仮定のもとに，遺伝的障害及び晩発性障害の発生確率が無視できる程低い線量を社会的に容認できる線量限度とし，安全を重視する立場から，あえてしきい値が存在しないとしているにすぎず，現実にしきい値がないことが確認されたことによるのではないことが認められるから，控訴人らの上記主張は失当である。


(ウ)安全審査において，しきい値の存否の問題は，原子炉施設の周辺住民又は環境が被ばくする放射線の量が許容限度内にあるか否かの判断をする前提として考慮の対象となるべきものであるところ，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）によると，本件安全審査においては，従前のＩＣＲＰの勧告に基づいてしきい値はないものと仮定し，下限を設けないで実用可能な限り放射性物質の放出を低減することを目標とすべきことを方針としたことが認められる。そして，しきい値の存否は，極めて高度な昀新の科学的，専門的知見に係る事項というべきであり，上記のようなしきい値に関する科学的，専門的見解の状況に照らすと，本件安全審査において，しきい値はないものと仮定し，下限を設けないで実用可能な限り放射性物質の放出を低減することを目標とすべきことを方針としたことが現在の科学技術水準に照らして不合理な点があるということはできない。加えるに，原子炉施設が放射性物質を排出することが一定の範囲で許容されるか否かは，しきい値の不存在を肯定するかこれを仮定するかにより決まるのではなく，規制法２４条１項４号の解釈及び低線量域における線量と影響・効果の具体的関係によるものというべきである。したがって，しきい値の存否の問題は本件安全審査の内容における違法性の判断に影響を及ぼすものではないというべきである。
エ原子炉施設の安全性の意義
(ア)規制法２４条１項４号の規定で想定されている原子炉施設の潜在的危険性は，上記イのとおり，主として放射線による生命，身体の損傷及び放射性物質による環境の汚染であるから，原子炉施設における安全性の確保は，このような放射性物質の有する危険性をいかに顕在化させないかにかかっているというべきである。
しかし，規制法２４条１項４号の規定が，原子炉設置許可の安全審査についてはいかなる意味においても完全に放射線障害の発生等の災害を防止することを適合要件とする趣旨であるとすると，上記ウのとおり放射線障害の発生にはしきい値がないと仮定すべきであるから，原子炉施設は，放射線を環境に全く放出しないものでなければならなくなる。ところが，上記前提となる事実と弁論の全趣旨によると，原子炉施設は，その運転により不可避的に一定の放射性物質を環境に放出する施設であり，原子炉施設も人工の施設である限り，どのような安全上の対策を講じても，絶対的に事故を発生しないということがあり得ないことは，経験則上自明というべきである。そうすると，規制法２４条１項４号の規定を上記のように放射線による障害の発生を完全に防止する趣旨の規定と解するときには，原子炉の設置は現実にはおよそ許容される余地がないことになる。
しかしながら，上記１(4)のとおり，現代社会においては，科学技術を利用した装置等は，絶対に安全というものはなく，常に何らかの危険性を有しているものの，その危険性が社会通念上容認できる水準以下である場合，又はその危険性の相当程度が人間によって管理できると考えられる場合に，その危険性の程度と科学技術の利用により得られる利益の大きさとの比較考慮の上で，これを一応安全なものとして利用するという相対的安全性の考え方が採用されてきたのであり，原子炉施設についてもこのような相対的安全性の考え方は適用されるものということができる。そして，規制法も，基本法を基礎として，上記相対的安全性の考え方を採用し，原子力の平和利用を具体的に実現するための必要な規制を行っているものであるから，同項４号は，原子炉施設が放射性物質を環境に放出するものであることを前提として，これによる災害発生の危険性が社会通念上無視し得る程度に小さいことを要件とするものと解すべきである。
(イ)もっとも，控訴人らは「災害の防止上支障がない   （規制法２４，」条１項４号）とは，平常運転時における被ばく低減対策として「遺伝的，晩発性障害の発生確率がおよそ科学的にないと断定できる程度に低い線量限度」を採用すべきであるから，本件原子炉施設は，その周辺住民である控訴人らにとって，絶対的な安全性を保障し得るものでなければならない旨主張する。
しかし，上記ウのとおり，人は，自然放射線被ばくを受けているが，自然放射線被ばくにおける地域差よりも小さい低線量放射線被ばくによる影響に関しては，有意な差が現れていないことに加えて，上記(ア)の規制法の趣旨に照らすと，控訴人らの上記絶対的な安全性の主張はその前提を欠くものであって，採用することができない。
また，控訴人らは，自然放射性核種と人工放射性核種とは異なるものがあり，しかも，低線量放射線被ばくの影響については，晩発的・遺伝的・確率的である上，個体毎に食物，飲料水，更には職業や移動，傷病歴及び医療機会など社会的個体的要因が全く異なっていることに加え，集団的にも前史ないし歴史的な年月の間に同地での自然放射線の影響を受けにくい，ないしは放射線核種を取り込みにくい体質を獲得した可能性も否定することができないから，自然的放射線被ばくにおける地域差よりも小さい低線量放射線被ばくによる影響に関して有意な差がないとしても，その証拠のないことがまさに影響のないことと同視することはできない旨主張する。
しかしながら，証拠（甲１，１１８，１１９の①ないし④，１２０ないし１２２，１５２，１５４，１５６，１５７，１６１，１６３ないし１６６，１６７の①②，１６８ないし１７１，１７４の①ないし③，１８１，２０４，乙８，９，１６，１８，２１，２２，２４，２６，４６の①ないし⑦，４７の①ないし⑤，４８，５９の①ないし④，６３の①ないし④，１１８ないし１２４，１２６，いずれも原審における証人Ｐ２，同Ｐ３及びＰ５の各証言）及び弁論の全趣旨によると，社会的個体的要因のほか，自然放射性核種と人工放射性核種とを分けて低線量放射線被ばくの影響を考慮すべきであるとしても，人体組織や生物体組織が放射性物質から受ける影響は，原則として，当該放射性核種から放出されるアルファ線，ベータ線及びガンマ線などのエネルギー及び放射線量等によって決まるものであること，そして，自然放射線及び人工放射線による被ばく線量は，昀近の報告（乙８，９，５９の①ないし④，１１８）によってもほぼ同様な結果が示されていることが認められるから，自然放射性核種による被ばく線量と人工放射性核種による被ばく線量とを比較して，線量当量限度を検討することは相当であるから，控訴人らの当該主張を採用することはできない。
(ウ)したがって，規制法２４条１項４号が規定する原子炉施設の安全性の確保は，原子炉施設の有する潜在的危険性を顕在化させないよう，放射性物質の環境への放出を可及的に少なくし，これによる災害発生の危険性を社会通念上容認できる水準以下に保つことにあるというべきである。
オ安全審査のあり方


(ア)原子炉施設の安全性の確保の意義が上記エのとおりであるとすると，原子炉設置許可に際しての規制法２４条１項４号所定の要件適合性の安全審査は，原子炉施設の位置，構造及び設備について，その基本設計において，原子炉施設から排出する放射性物質を可及的に少なくし，これによる災害発生の可能性を社会通念上容認できる水準以下に保つような方策が講じられているかどうかについて行われるべきものと解される。そして，我が国の原子力行政の責任者である内閣総理大臣において，規制法２４条１項４号所定の要件適合性の安全審査につき，具体的にどのような審査方針を樹立し，どのような事項について審査を行うかについては，上記１(4)のとおり，その専門技術的知見を総合して決すべき事項であり，しかも，原子炉設置の許可の段階において，どのような事項が当該原子炉施設の基本設計の安全性にかかわる事項に該当するのかという点も，原子力安全委員会の意見を十分に尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断にゆだねられているというべきである。(イ)もっとも，控訴人らは，規制法２４条１項４号の要件適合性の判断においては，少なくとも原子力発電所の必要性を所与の前提として本件安全審査が行われているから，電力の安定供給という必要性の観点から厳しい審査がなされるべきであるところ，東京電力が平成１４年４月１５日に福島第一原発６号機を点検のため停止した後，東京電力の全原子力発電所１７基（１７３０．８万ｋＷ）が停止し，全原子力発電所が運転再開する同年９月９日までの間，原子力発電所のピーク時電力である夏の需要期においても昀大電力量をカバーし得たのであるから，現在では地球的規模の災害をもたらしかねない程のリスクを抱えて原子力発電所を運転する必要性はなくなっているので，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する。
しかしながら，上記１(1)のとおり，原子力発電所の必要性の有無そのものは本件訴訟の審理・判断の対象とはならないというべきであるから，控訴人らの上記主張はその前提を欠いており失当である。また，控訴人らは，①少なくとも調査審議の過程における安全評価に誤りがあれば事故防止対策の合理性を欠き，安全審査自体の誤りとなること，②原子炉施設の安全性を評価するには，詳細設計以降の手続や施工，運転上の欠陥を想定した上で異常な過渡変化や事故を評価判断する必要があり，しかも「原子炉施設の位置，構造及び設備について，放，射性物質の有する潜在的危険性を顕在化させない対策が適切に講じられている」か否かの判断も，異常な過渡変化及び事故の解析結果によって確認されるのであるから，これを抜きに判断できない性格のものであって，異常な過渡変化や事故の解析に誤りがあれば，対策が適切に講じられているという判断の根拠が失われること，③原子力委員会若しくは安全審査会の審査対象の範囲を基本設計ないし基本的設計方針に限るとしても，本件安全審査においても，東京電力の技術的能力と本件原子炉の位置，構造及び設備の安全性の両面にわたり「原子炉等による災害が万が一にも起こらないこと」が調査審議の過程において十分に確認されるべきであるので，安全評価に誤りがあれば，当該事故防止対策の合理性は白紙であり，少なくとも審査をしたことにはならないこと，④安全審査において，異常な過渡変化時や事故時における周辺地域への影響評価を行うことは不可欠であること等から，原子炉設置許可の際の安全審査においては「災害の防止上支障がないものであること（規制法２４，」条１項４号）の確認のため，事故時の影響をはじめ，将来の予測にかかわる事項を含めて「原子炉等による災害が万が一にも起こらないこと」を多角的，総合的に審査すべきである旨主張する。
しかしながら，上記エのとおり，規制法２４条１項４号は，原子炉施設の安全性の確保のため，原子炉施設の有する潜在的危険性を顕在化させないよう，放射性物質の環境への放出を可及的に少なくし，これによる災害発生の危険性を社会通念上容認できる水準以下に保つべきことを規定していると解されるのであって，安全審査においては，原子炉設置許可申請書に記載された原子炉施設の位置，構造及び設備について，その基本設計において，放射性物質の有する潜在的危険性を顕在化させない対策が適切に講じられているかどうかが審査されるというべきである。なお，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，安全審査においては，原子炉設置許可申請者の実施した平常運転時における被ばく低減対策に係る被ばく線量評価及び事故防止対策に係る安全評価の妥当性をも合わせて確認していることが認められるが，これは，通常運転状態を超えるような異常な事態をあえて想定した上で解析評価を行い，そのような事態においても，当該原子炉施設の基本設計において事故防止対策のために考慮された機器系統などの設計が妥当であることを念のために確認するためのものであり，したがって，事故防止対策に係る安全設計が適切であると判断したことが妥当であったか否かを念のため確認するために行われるものと解するのが相当である。すなわち，原子炉設置許可申請者の実施した平常運転時における被ばく低減対策に係る被ばく線量評価及び事故防止対策に係る安全評価は，当該原子炉施設の事故防止対策に係る設計の妥当性を確認する一つの手法としてされるものであって，これにより原子炉施設の位置，構造及び設備が規制法２４条１項４号に適合することを確認することができるが，事故防止対策に係る設計それ自体を直接の審査対象とするものではないから，たとえ同申請者の実施した上記被ばく線量評価及び安全評価が誤っているとしても，これによって直ちに同条１項４号に適合しなくなるものではないというべきである。したがって，控訴人らの当該主張は，理由がなく採用することができない。


(ウ)そして，上記前提となる事実によると，本件安全審査においては，その基本方針及び審査事項として，①原子炉施設が設置される場所の地盤，地震，気象，水理等の自然事象及び交通等の人為事象によって原子炉施設の安全性が損なわれないような安全設計が講じられること，②平常運転時に放出される放射性物質による一般公衆の被ばく線量が，原子炉の設置，運転等に関する規則等の規定に基づき，許容線量等を定める件２条に規定する許容被ばく線量（年間０．５レム）以下に抑えられていることはもちろんのこと，更に，それをできるだけ少なくするような安全設計が講じられること，③平常運転時において，従事者が許容被ばく線量を超える線量を受けないような放射線の防護及び管理が講じられること，④原子炉の運転に際し，異常の発生を早期に発見し，その拡大を未然に防止するような安全設計が講じられること，⑤原子炉の運転に際し，機器の故障，誤操作等が発生しても，燃料の健全性，冷却材圧力バウンダリの健全性等が損なわれないような安全設計が講じられること，⑥原子炉冷却材を包含している冷却材圧力バウンダリの健全性が損なわれ，冷却材が喪失するような事故，炉心の反応度を制御している制御系の健全性が損なわれ，反応度が異常に上昇するような事故等の発生を仮定しても，事故の拡大を防止し，放射性物質の放出を抑制できるような安全設計が講じられること，⑦重大事故及び仮想事故を仮定しても，その安全防護施設との関連において，一般公衆の安全が確保されるような立地条件を有していることなどを定め，本件原子炉施設が平常運転時はもとより，万一の事故を想定した場合にも，一般公衆及び従事者の安全が確保されるように，所要の安全設計等が講じられていることを確認することとしたことが認められる。
さらに，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１，同Ｐ５及び同Ｐ６の各証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，原子炉施設の有する潜在的危険性を顕在化させないよう，いわゆる多重防護の考え方に基づいた各種の安全対策が講じられる必要があると判断されていること，その安全審査の内容を安全確保対策の観点から整理すると，①原子炉施設の平常運転時における被ばく低減に係る安全確保対策，②原子炉施設の自然的立地条件等に係る安全性を含む原子炉施設の事故防止に係る安全確保対策，③原子炉施設の公衆との離隔に係る安全確保対策の三つに分類することができるが，上記②の原子炉施設の自然的立地条件等に係る安全性については，気象，水理などの自然事象，交通等の人為事象，社会環境等に係る安全性の確保が対象となり，そのうち特に原子炉施設の地質・地盤及び地震に係る安全確保対策が重要であるとの観点から，これに重点を置いて本件安全審査がなされていることが認められる。
上記認定の審査方針及び審査事項は，その内容にかんがみると合理性があり，審査方針の樹立及び審査事項の選定自体には不合理な点はないというべきである。
なお，上記１(5)及び４のとおり，上記審査方針及び審査事項に，本件原子炉についての温排水の熱的影響，固体廃棄物の昀終処分，使用済燃料の再処理，輸送及び昀終処分，廃炉，労働者被ばく並びに防災計画等が含まれていないとしても，これらは原子炉設置許可に際しての安全審査の対象となるものではないこと等から，いずれも本件訴訟の審理・判断の対象となるものではない。
(エ)そこで，更に以下においては，争点である本件安全審査における，①本件原子炉施設の平常運転時における被ばく低減対策，②本件原子炉施設の事故防止対策，③本件原子炉施設の地質・地盤及び地震の安全対策，並びに④本件原子炉施設の公衆との離隔の安全対策などの各判断について不合理な点があるか否かについて検討する。
(2)本件原子炉施設の平常運転時における被ばく低減対策に関する本件安全審査の調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点はあるか否か。また，本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，平常運転時における放射性廃棄物について，本件原子炉敷地周辺の公衆に対する放射線障害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるか否か。ア審査基準に不合理な点があるか否か。
(ア)本件安全審査が基準とした公衆の線量当量限度は不当に高いものであるか否か。
①控訴人らは，安全審査会が平常運転時の公衆の許容被ばく線量値として採用した許容線量等を定める件２条所定の線量値である年間０．５レムという数値は不当に高く，極めて危険であるので，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する。
，上記前提となる事実及び上記６(1)ウ(ア)の認定事実と証拠（甲１１１８，１１９の①ないし④，１２０ないし１２２，１５２，１５４，１５６，１５７，１６１，１７８の①ないし⑥，１８１，２０４ないし２０７，乙１２，１３，２１，２２，４６の①ないし⑦，４７の①ないし⑤，４８，６２の①ないし⑤，６４の①ないし③，６５の①②，６７の①ないし④，６８の①ないし④，１１９ないし１２４，１２６，いずれも原審における証人Ｐ２及び同Ｐ５の各証言）及び弁論の全趣旨によると，以下の事実が認められる。
ａＩＣＲＰは，１９５４年（昭和２９年）採択の勧告により，線量制限について「可能な昀低レベルまで引き下げる（to   thelowe，」stpossiblelevel）の考え方がとられ，電離放射線に対する被ばくを可能な昀低レベルまで引き下げる努力を払うべきであると説明していた。