(イ)①経済産業省原子力安全・保安院は，平成１４年８月２９日，東京電力の福島県内の福島第一・第二原発と新潟県内の本件原子力発電所の合計原子力発電所１３基において，昭和６１年から平成１３年にかけて東京電力の自主点検記録に２９件の不正があったことを発表した。炉心シュラウドのひび割れについてみると，東京電力の公式の発表では，福島第一原発２号機で平成６年６月に中間部リングで見つかったひび割れが昀初とされていたが，平成３年に福島第一原発１号機と４号機でひび割れが見つかっていたことが明らかになった。同２号機で見つかったひび割れも，当時公表されていたよりはるかに大規模で深刻なものであることが判明した。しかも，東京電力において，ひび割れが見つかっていないが「予防保全対策」として炉心シュラウドを交換すると説明していた福島第一原発のシュラウドには，すべてひび割れが起きていたことが明らかになった。そして，耐応力腐食割れ材料であるＳＵＳ３１６Ｌ材を使用した福島第二原発や本件原子力発電所の各シュラウドでも運転開始から１０年程度でひび割れが見つかっていたが，隠蔽されたまま運転が続けられていた。こうした一連の事故隠し，損傷隠しは，保守点検を担当する東京電力の補修部が行っていたが，これを知った東京電力の幹部も放置していた。原子炉の基本設計が理論的に未然防止をうたう設計であり，また，常日頃の運転における健全性を維持する設計であったとしても，実際の電気事業者が事故や損傷を隠し，これを経済産業省原子力安全・保安院等が発見することができずに１６年もの間放置してしまえば，重大な事故につながる可能性が出てくるのは明らかである。技術的な能力においても，社会的な信頼性という観点からみても，事故隠しや記録の改竄を行う東京電力には本件原子力発電所の運転をする資格はない。
②総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会原子力安全規制法制検討小委員会において，平成１４年９月１３日，同委員から世界初のシュラウド維持基準を盛り込んだ日本版維持基準の導入が提案された。
しかし，東京電力は，平成６年の福島第一原発２号機の炉心シュラウドひび割れ時には，ひび割れは進展しないと主張し，ブラケット工法（シュラウドの上部胴と中間部胴をその溶接部外側の円周上でステンレス金具を介してボルトを用いて取り付ける工法）という簡単な修理を施しただけで運転を再開したが，後にシュラウド交換という大手術に踏み切った。このことは，福島第二原発３号機でとったタイロッド工法（シュラウド全体を固定するため，原子力圧力容器とシュラウドの間に長尺の支柱を９０度感覚で４箇所に取り付けて補修する方法）のような昀悪の事態を防ぐためだけの簡単な修理では全く不十分であったこと，すなわち自らの見通しが誤っていたことを自ら示したもので，まさに，その見通しの甘さを露呈したものにほかならない。このような東京電力が，新しい上記シュラウド維持基準について，しかも米国ではいまだ導入もされていない炉心シュラウドの応力腐食割れに関する世界初の維持基準について，適切にこれを運用し得る技術的能力は有していない。
(ウ)したがって，本件処分は，規制法２４条１項３号のうち技術的能力に係る部分に違反する。
（被控訴人の主張）
規制法２４条１項３号のうち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という観点から規定されたものである。そして，東京電力の擁する技術者の質及び数，技術者の養成計画等に照らすと，東京電力には本件原子炉の建設に必要な技術的能力及び本件原子炉の運転を適確に遂行するに足りる技術的能力がある。
(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。
ア原子炉施設の安全性の意義とその安全審査のあり方をどのように考えるか。
(ア)原子炉施設の安全性の意義としきい値の存否
（控訴人らの主張）
①原子力発電所は，その平常運転時において内部に極めて毒性の高い核分裂生成物など放射性物質を大量に産出するばかりでなく，平常運転時においてもその幾分かを気体あるいは液体として必然的に周辺環境に排出し，発電所周辺を汚染する。このため，原子炉施設の周辺住民らは，その位置，運転稼働により何らかの放射線被ばくを避け得ない。
すなわち，平常運転時における放射線被ばくは長期かつ広範にわたり，永い被害をもたらすものである。この被ばくは，比較的低線量放射線によるものではあるが，原子炉の運転を継続している限り放射性物質を含む気体及び液体の排出は続き，これによる被ばくは恒常的かつ長期に継続する。しかも，気体及び液体中の放射性物質はそれ自身自然的条件によって拡散するばかりでなく，付着ないし濃縮された野菜や魚介類は自然的社会的な流通によって拡散し，また，遺伝的影響を受けた人の社会的交通によりその影響は広範囲に広がって行くのであって，その広がりは想像を超えるものがある。加えて，その影響は晩発性障害ないしは遺伝的障害に及び，個体の一生を超え数世代にわたることとなる。
また，原子力発電所による放射線被ばくは，公衆なかんずく本件原子炉敷地周辺の公衆にとっては，選択の余地はなく一方的かつ不可避にもたらされる。しかも，本件原子炉施設の周辺の控訴人らは，医療被ばくと異なり，選択の余地なく何の対価も利益もなしに「優先的に」望まない放射線被害を余儀なくされ，これによるリスクを負担する。
さらに，原子力発電所による放射線被ばくは，低線量のために，その被害，影響が不可視的であり，因果関係の証明はほとんど不可能であって，個体レベルでは晩発性障害として永い年月を経て発症し，また多くは遺伝的影響障害にとどまるのである。しかも，被ばくを受けたすべてに障害が顕在化するわけでなく，その被害は確率的発生であって，発病はごく少数者にとどまる。したがって，被害が出ても立証は困難であり，これを法的社会的に問題とすることはほとんどできず，その被害を回復する方途がないので，本件原子炉施設の周辺の控訴人らは，被害が出てから争うことは不可能であり，まさにその設置，運転において被害発生の危険性において問題にするしかない。②原子炉施設の危険性は，いったん事故が発生した場合，その周辺住民のみならず国民的，場合によっては地球的規模で甚大な被害を及ぼし，数世代に及ぶ回復し難い被害を引き起こすものであって，他の各種の機械，装置等とはその規模において比較にならない。また，平常運転時における放射線被ばくについても，放射線の危険性については，いまだ十分解明されておらず，低線量放射線被ばくの影響についての人類の知見は，短い間に何度も見直しを迫られており，更に核種毎の挙動，濃縮なども確定した知見はなく，その全容は解明されていない。


すなわち，放射線が発見されたのは１８８５年であり，その後１９０２年に初めて制限値（１日換算で１０レム）が出されたが，これが１９５６年には職業人で１日換算で０．０１レム（年間５レム）と６００分の１に下げられている。さらに，Ｔ６５Ｄ（Tentative１９６５Doses・１９６５年暫定線量推定方式）もその後の新たな研究であるＤＳ８６（DosimetrySystem１９８６・線量体系１９８６）により制限値が従前の３ないし１０倍以上の厳格な数値に改訂されたのである。これは，放射線被ばくの知見がいまだ発展途上にあること，そして放射線被ばくのリスク評価に関する定見はいまだ確立していないことを示している。したがって，低線量被ばくの人体への影響は今日なお不明な点があり，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いる。
後記の被控訴人の主張においては，自然的放射線被ばくの地域差や変動差に言及するが，現在でも低線量の自然放射線被ばくによる影響を把握することは著しく困難である。低線量放射線被ばくの影響は，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は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。今日では低線量放射線被ばくの影響について「しきい値」がないことは定説であって，低線量放射線被ばくの影響の把握も極めて困難であるから，九州において関東に比較して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証拠や，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有意な差を証明する証拠がないとしても，その証拠がないことがまさに影響のないことと同視されるならば「しきい値」がないとされた意義を没却することに，なる。
③そこで，原子炉施設の危険性の程度と得られる利益の大きさを比較衡量してその存在が許容されるとしても，原子炉施設の危険性が他の機械，装置等とはその規模において比較にならない程甚大であるから，「危険の程度と利益の大きさの比較衡量」は厳格かつ具体的になされるべきである。
そして，原子炉施設の危険性が社会通念上容認される水準以下である場合にはその存在が許容されるとしても，社会通念上容認できる水準以下の危険性とは，原子力発電所の特質に対応しほぼ絶対的な安全性に相当するものをいうと解すべきである。
しかし，平常運転時における放射線被ばくを日々直接受ける本件原子炉の周辺住民である控訴人らにとって，上記のように原子炉施設から得られる利益はなく，また，控訴人らが自らないし子孫の生命，健康を売り渡した事実はなく，これらの危険性をもって贖った利益もないから，上記比較衡量はそもそも成り立たない。本件原子炉による発電が東京方面における経済的その他の諸活動に有用でありさえすれば，その「利益」と「比較衡量」してその程度の本件原子炉の周辺住民の放射線被ばくによるリスク負担は「無視できる」あるいは「社会的に容認できる」ということはあり得ない。
このような観点からすれば「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。
（被控訴人の主張）
①現代社会において現に存在が認容されている各種の機械，装置等は，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，その危険性の程度と得られる利益の大きさを比較衡量してその存在が許容されており，この点では原子炉施設も例外ではなく，他方，控訴人らの主張する絶対的な安全性の定義自体，具体性がなく不明確なものであり，基準となり得ない。
②放射線被ばくによる人体への影響については，控訴人らの主張に係る調査，研究に限らず多数の調査，研究がされいる。
そして，しきい値に関しては，高線量放射線による急性障害のしきい値が確認されている一方，低線量放射線による晩発性障害と遺伝的障害については，たとえ障害が起こり得るとしても，そ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を比較してみても，障害の発生率に意味のある差は認められず，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く，現在においてもなおしきい値があるか否かについては，いずれとも断定することはできない。
このため，現在，放射線防護においては，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，遺伝的障害と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ているものであるが，これは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たにすぎず，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。
③ＩＣＲＰは，ＡＬＡＰを放射線防護の基本原則としている（乙２１の１９３ないし１９６頁，乙２２の３，１２頁。そして，現状にお）いて低線量放射線被ばくの人体に対する影響とその許容限度を理解するに際し参考になるのが，自然放射線被ばくにおける地域差である。すなわち，宇宙，大地及び食物からの自然放射線による１人当たりの被ばく線量については，我が国では国内で昀も大きい岐阜県では年間１．１９ミリシーベルト（０．１１９レム，昀も小さい神奈川県）では年間０．８１ミリシーベルト（０．０８１レム）と年間約０．３８ミリシーベルト（０．０３８レム）の差があり，海外ではブラジルのガラパリ地方では年間約１０ミリシーベルト（１レム）もの自然放射線を受けている（乙１１８の２６頁。また，自然放射線の地域差）による影響については，我が国の場合，例えば，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証拠は全く得られていない(乙１８の９５頁，乙６３の①ないし④)。また，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全く認められていない（乙２６の１３１頁。）
このように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明らかであり，仮に，有意な差が存在するとしても，それは自然放射線等の環境によって生ずる範囲を超えるものではない。


④したがって，控訴人らの主張する絶対的な安全性は，現に存在する自然放射線被ばくを何ら顧慮していないという意味において極めて不当であり，かつ独自の見解である。
(イ)安全審査のあり方
（控訴人らの主張）
①規制法２４条１項４号の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。
しかし，東京電力は，平成１４年４月１５日，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，同年５月７日に本件原子力発電所６号機が運転再開し，以降同年６月１８日に同発電所７号機，同年７月１１日に福島第一原発６号機，同年７月２２日に本件原子力発電所４号機，同年８月１３日に福島第一原発３号機，同月２７日に福島第二原発１号機，同年９月９日に福島第一原発５号機が運転再開するなどしたが，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，本件原子炉施設がなくとも電力の安定供給が行われている。今後は，高効率の天然ガスコンバインド発電所などの建設が進んでいることから，原子力発電所の必要性は薄らいでおり，今こそ節電や省エネルギー社会の実現こそが求められている。したがって，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から，本件安全審査には瑕疵がある。
②ａまた，原子炉設置許可処分は，原子炉の設置，運転に関する許認可の中で冒頭に位置し，唯一専門家で構成される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る。この手続においては，原子炉施設が極めて大きな潜在的危険性を有する施設であることから，平常時はもちろん，事故・故障時においても大量の放射性物質を環境に放出することがないように設計されていることが審査される。各種の事故防止対策（事故拡大防止対策を含む）が十分なも。のかどうかの評価判断は，設計・施工・運転が完全になされるという前提での設計方針そのものの総合評価のみならず，具体的設計・施工・運転の段階でミスがあった場合でも大量の放射性物質放出に至らないようにできることの確認が不可欠である。安全審査指針において異常な過渡変化・事故の解析評価に当たって事故対策の各機能毎に昀も厳しい単一の故障（ないし誤動作）を想定することを要求しているのはまさしく後者の考慮のためである。
ｂそこで，原子炉設置許可の際の安全審査においては，原子炉施設の固有の潜在的危険性を確認し，その上で安全審査がその後の手続との関係で極めて重要な位置付けにあること，そして冒頭の審査としてその後の手続の各段階で後日の異常な過渡変化や事故を起こす要因が入り込んだとしても「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）の確認のために安全評価が欠かせ」ないこと，さらに，そのための安全評価指針がこのような前提で策定されており，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というべきである。
③ａさらに，後記の被控訴人の主張に従えば，原子炉設置許可の際の安全審査においては安全設計そのものの総合評価のみで足りることになるが，これでは，詳細設計以降の手続や施工，運転の過程で何も問題がなければ放射性物質が放出されないことを確認しているにすぎず，原子炉特有の潜在的危険性が万が一にも発生しないことを審査するという安全審査固有の趣旨が没却され，原子炉設置許可は，一般の工場等の建設とほぼ同列のものになってしまうのである。しかし，規制法は，原子力施設が普通の工場とは異なる極めて大きな潜在的危険性を有しているために，特別に原子力安全委員会が安全審査をする手続を設けている。また，原子炉施設の事故が現実には建設時の不良工事や建設後の老朽化や運転上のミスに起因することが多いことからみても，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しかないのである。さらに，後記の被控訴人の主張に係る「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るし，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のであるから，安全審査の判断も不合理なものになる。
ｂ原子力委員会若しくは安全審査会の審査対象の範囲を伊方原発昀高裁判決のいう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。
後記の被控訴人の主張は，上記基本設計の範囲を抽象化しかつ限定的にし，安全審査指針に定めのある事故対策の方針的なものを基本的設計方針と主張するものである。このような被控訴人の主張からすれば，安全審査では安全維持に関する機器についてはその機能が十分に確保される設計方針であることが根幹とならざるを得ないが，これでは安全審査で審議検討すべき根幹まで対象外としようとするものであるから不当である。また，後記の被控訴人の主張では，事故防止対策にかかわる設計それ自体を直接の審査対象とするものはないから，仮にこの安全評価に誤りがあっても，それだけで直ちに当該事故防止対策が合理性を欠くとはいえないことになるが，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とことにはならないので，専門技術的知見による総合判断の結果なされたはずの設置許可処分は，その調査審議の過程において重大な過誤（審査・判断していないという過誤）を犯したも同然であり，この点からすればそのような安全審査は誤りであり，それによる設置許可処分は違法である。


ｃまた，後記の被控訴人の主張に係る「原子炉の位置，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」か否かという判断も，これらの異常な過渡変化や事故時の解析結果を通じて，想定して確認するものであるから，これを行わないですませることはできないし，さらに，その解析に誤りがあれば，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という判断の根拠が失われてしまう結果となる。そして，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わなくてもよいとするならば，各規制の冒頭に位置する安全審査の意義を半減させることになる。④したがって，原子炉設置許可の際の安全審査においては，原子炉施設の必要性の有無とともに「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って，これらを怠っている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）
①ａ本件処分の違法事由として裁判所の審理・判断の対象となる事項は，内閣総理大臣が規制法所定の許可要件ついて審査した対象事項に限定されるものである。
そして，規制法２４条１項４号は，原子炉施設の位置，構造及び設備がその基本設計ないし基本的設計方針において，原子炉等による災害の防止上支障がないものであることの要件を定めるものであり，同号の文言を規制法の体系の中で位置づけながら解釈すれば，同号の要件適合性の審査（安全審査）の対象となるのは，原子炉施設の安全性に直接かかわる事項であって，かつ，原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針の安全性にかかわる事項に限られる。同号所定の適合性の審査は，原子炉施設の安全性に関する審査，すなわち安全審査であるが，この審査が求められるのは，原子炉が核燃料物質を燃料として使用し，その稼働により放射性物質を発生させるものであって，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，周辺の環境を放射性物質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，その災害が万が一にも起こらないようにするためであり，言い換えれば，放射性物質の有する潜在的危険性を顕在化させないことを確保するためである。したがって，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「原子炉及びその附属施設（以下「原子炉施設」という）の位置，構造及び設備（規制法２３条２項５号）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どうかが審査されるのであり，逆にいえば安全審査においては，上記の対策が適切なものかどうかが調査審議され，また，審査すべき対象は，原子炉施設の位置，構造及び設備に尽きるのである。
ｂこのような観点から，原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針として安全審査において確認すべき事項を平常運転時と事故時に
区分して整理すると，
(ａ)本件原子炉の平常運転によって放射性物質の有する潜在的危険性が顕在化しないように，平常運転時における被ばく低減対策
が適切に講じられていること，
(ｂ)本件原子炉施設に事故が発生することにより放射性物質の有する潜在的危険性が顕在化しないように，自然的立地条件との関
係をも含めた事故防止対策が適切に講じられること，
の２点に尽きる。
そして，本来，上記(ａ)及び(ｂ)の点が確認されれば，本件原子炉施設の位置，構造及び設備が，その基本設計ないし基本的設計方針において，原子炉等による災害の防止上支障がないものであり，本件原子炉施設が原子炉等規制法２４条１項４号の要件に適合することが確認されることとなる。
ｃしかし，安全審査においては，上記(ａ)及び(ｂ)の点についての対策を確認するだけにとどめず，申請者の実施した上記(ａ)の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(ｂ)の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。この申請者の実施する安全評価は，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ないし基本的設計方針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る。
そして，このような安全評価が妥当であるかどうかの審査は，「原子炉施設の位置，構造及び設備」そのものを審査するのではなく「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と判断したこと，すなわち，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である。このように，安全審査において申請者が行った安全評価の妥当性について審査するのは，原子炉施設が放射性物質を有しているという点を考慮し，念には念を入れるという考え方に基づくものである。
また，このような観点から，原子炉規則１条の２第２項１０号は，申請者が行った安全評価を示すものとして「原子炉の操作上の過，失，機械又は装置の故障，地震，火災等があった場合に発生すると想定される原子炉の事故の種類，程度，影響等に関する説明書」を申請書に添付するよう要求しているのである。


ｄしたがって，申請者が実施した安全評価は，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，仮にこの安全評価に誤りがあっても，それだけで直ちに当該事故防止対策が合理性を欠くとはいえない。また，事故防止対策に係る「原子炉施設の位置，構造及び設備（安」全設計）が規制法２４条１項４号に適合するということは，安全評価によって確認し得るが，逆に安全評価が妥当でないからといって，そのことから直ちに同項４号要件への適合性が否定され，事故防止対策に係る安全設計が同項４号に適合しなくなるわけではない。②発電用原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針における安全審査の内容を横断的かつ体系的に分野別に整理すると，ａ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，ｂ原子炉施設の事故防止に係る安全確保対策，ｃ原子炉施設の公衆との離隔に係る安全対策の三つとなり，その安全審査において確認すべき事項は，上記①ｂの(ａ)及び(ｂ)の点であるが，これらの審査においては，安全性の確保に関する対策の審査そのものと，その申請者が行った安全評価の妥当性に対する確認とに分けて整理することができる。③以上の観点から，本件安全審査においては，安全設計審査指針などの審査基準に照らし，本件原子炉施設が，その基本設計ないし基本的設計方針において，ａ平常運転時の被ばく低減対策が適切に講じられていること，ｂ自然的立地条件との関係を含めた事故防止対策が適切に講じられていることを確認し，併せて，本件申請者が行った平常運転時の被ばく低減化対策に係る被ばく評価，事故防止対策に係る安全評価及び公衆との離隔が妥当であることを確認し，その結果，本件補正に係る本件申請が規制法２４条１項４号所定の要件に適合すると判断されたもので，不合理な点はない。
イ本件原子炉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，本件原子炉が上記具体的審査基準に適合し，その基本設計において，平常運転時における放射性廃棄物について，本件原子炉敷地周辺の公衆に対する放射線障害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるか否か。(ア)審査基準に不合理な点があるか否か。
①本件安全審査が基準とした公衆の線量当量限度は不当に高いものであるか否か。
（控訴人らの主張）
ａＩＣＲＰの被ばく線量限度に関する１９５８年（昭和３３年）採択の勧告は，昀大許容被ばく線量を職業人に対し年間５レム，公衆に対し年間０．５レムとしている。我が国の平常運転時の公衆の許容被ばく線量は，上記ＩＣＲＰの勧告を基に許容線量等を定める件２条により年間０．５レムとされている。
ｂ上記ＩＣＲＰの勧告が職業人に対する許容被ばく線量を年間５レムとした経緯は，人間が子供を持つ平均年齢を３０歳と想定し，集団にとって許容できる線量は３０年間で６ないし１０レムが上限であると考え，既に医療行為に伴って照射されている線量を４．５レム程度と推定し，もし，すべての人工放射線による線量の限度を６レムと定めるとすれば，既に医療行為によって照射された４．５レムを差し引くと残りは１．５レムとなってしまい，これでは原子力開発などで使うことのできる線量がはなはだしく狭苦しくなってしまい，受け入れ困難な国があるので，医療上の被ばくは別に考えるとしている。このことは照射線防護を使命とするＩＣＲＰの立場からすれば本末転倒なことである。そして，職業人に対する許容被ばく線量を年間５レム，公衆に対するそれを年０．５レムとした生物学的な根拠はなく，ＩＣＲＰは上記勧告において「勧告されている昀大許容被ばく線量は，昀大の値であることが強調される」と申し訳している。ＩＣＲＰは，上記勧告を契機に，以後興隆してきた原子力産業推進のための露払的立場を一層鮮明にしている。ｃＩＣＲＰは，被ばく線量限度に関する１９７７年（昭和５２年）採択の勧告において，死亡率が１万人に１人を超えない職業を高い安全水準の職業と位置付け，職業人に対する許容被ばく線量年間５レムの危険度を検討し，年間５レムであれば１万人に５人が死亡することとなり，他の安全な職業より危険になるおそれがあるが，年間５レムと定めてもその１０分の１位の平均値に収まるものとの実際論を持ち出して安全性は保たれたとしている。仮に，年間０．５レム程度の被ばくで収まるのであれば，勧告は年間５レムの１０分の１である０．５レムと勧告すべきであったはずである。にもかかわらず，１９５８年（昭和３３年）採択の勧告の年間５レムにとどめ置いたのは不当である。
また，ＩＣＲＰは，上記１９７７年採択の勧告では，公衆に対する線量当量限度について，一般公衆に対する死のリスクの容認できるレベルは，職業上のリスクより一桁低いと結論付けることができるとし，年間１０のマイナス６乗ないし５乗の範囲のリスクは，公衆の構成員にとっても容認できるであろうとし，これに相当する生涯線量当量は年１０ミリレムないし１００ミリレムとなるけれども，従来の勧告値である年間５００ミリレムを引き続き用いても，ある条件の下では安全性は保たれるとして，公衆に対する線量当量限度の勧告を見送っている。
その後，ＩＣＲＰは，１９８５年（昭和６０年）のパリ会議声明において，公衆の個々の構成員に対する線量当量限度を従来の年間０．５レム（５００ミリレム）を改め，年間０．１レム（１００ミリレム）と勧告した。これは，１９７７年（昭和５２年）採択の勧告において，一般公衆は年間１０万人に１人ないし１００万人に１人の死のリスクは容認されているとしていたので，少なくとも１０万人に１人という上限値，すなわち，年間１００ミリレムを基本に据えざるを得なくなっためである。
ＩＣＲＰは，職業人に対する線量当量限度を年間５レムとすることは変更せず，他方，ようやく公衆の個々の構成員に対する線量当量限度を年間０．５レムからその５分の１の年間０．１レムに切り下げたもので，この間原子力産業の成育を待っていたことがうかがわれる。


ｄＩＣＲＰは，１９９０年（平成２年）採択の勧告において，職業人に対する実効線量当量限度を年間５０ミリシーベルト（５レム）を超えないとの条件付で，年間の平均値が年間２０ミリシーベルト（２レム）とし，公衆の個々の構成員に対する実効線量限度を年間１ミリシーベルト（０．１レム。特殊の状況の下では５年間にわたる平均が年間１ミリシーベルトを超えなければ，単に１年ではもっと高い実効線量があり得る）とした。。
これは，従来のＴ６５Ｄを見直したＤＳ８６の新しい被ばく線量評価により決められたものであるが，Ｐ１２は，Ｔ６５ＤとＤＳ８６よれば，ＩＣＲＰの上記職業人に対する線量当量限度年間５レム及び公衆に対する線量当量限度年間０．１レムの勧告値と比べ，白血病で２ないし４倍，それ以外の癌で５ないし１０倍程度死亡のリスクが増加すると報告し，また，Ｐ１３の研究によれば，ＩＣＲＰのリスク評価より１０ないし５０倍の危険性があるとされ，Ｐ１４の研究においても広島・長崎の被ばく集団よりも他の被ばく集団の方が，同じ被ばく線量でも５ないし６倍高い癌死のリスクを負っているとの報告がなされていた。このような知見を考慮すると，ＩＣＲＰの１９９０年（平成２年）採択の勧告による上記勧告値は，不必要に高すぎて危険であって，ＩＣＲＰが安全性の側に立って放射線防護のための勧告をしたとはいい難い。
低・微量線量の人類に対する危険性は分からないのが実情であるところ，被控訴人は分からないことを奇貨として，不明を安全と言い替えているにすぎない。
ｅＩＣＲＰは，１９５４年（昭和２９年）採択の勧告では，勧告値が昀大限であって「可能な昀低のレベルに」被ばくを抑えるべきとしていたものを，１９５８年（昭和３３年）採択の勧告では「実行可能な限り低く」とし，１９６５年（昭和４０年）採択の勧告では「容易に達成できる限り低く」とし，更に１９７７年（昭和５２年）採択の勧告では「合理的に達成し得る限り低く」としたが，これは放射線防護の基本精神を押しのけ，経済的理由を全面に出して勧告値の切下げを引き伸ばしてきたものであって，これまでのＩＣＲＰの勧告の変遷が単に分かりやすくするために表現を改めただけであるということはできない。そして，放射線防護を使命とするＩＣＲＰは，勧告の基本精神というべき立場を著しく後退させ，原子力産業推進のための露払的立場となっているから，ＩＣＲＰの勧告を守っていれば安全性は保たれるとの論理はもはや空論にすぎず，その生物学的根拠はないから，ＩＣＲＰの勧告は今や完全に破綻している。
ｆしたがって，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，極めて危険であるから，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
ａＩＣＲＰは，世界各国の放射線防護関連の専門家で構成され（乙１１９の７８ないし８１頁，政府や特定の企業の意向に左右され）ることなく，あくまでも客観的・中立的立場から放射線防護に関する勧告を行っている機関である。
ｂＩＣＲＰは，１９７７年（昭和５２年）採択の勧告において，公衆に対する許容被ばく線量を年間５ミリシーベルト(０．５レム)，生涯を通して年平均１ミリシーベルト(０．１レム)とし，１９８５年（昭和６０年）のパリ会議において，上記勧告で定められた生涯を通して受ける放射線の年平均線量当量が１ミリシーベルト(０．１レム)であることをより確実に実行するためであるとして，公衆に対する許容被ばく線量を年間１ミリシーベルト(０．１レム)とし，生涯にわたる平均の年間線量が，これを超えない限り，実際の被ばく線量については，数年間は年間５ミリシーベルト(０．５レム)が許容されるとする声明を出した。これは，従来からの基本的考え方（公衆に対する許容被ばく線量年間５ミリシーベルト（０．５レム）の妥当性）を変更するものではなく，大きな混乱や不当な負担を伴うことなく実行できるのであれば一層の安全が指向されるべきであるという放射線防護の基本姿勢に基づくものである(乙６４の①ないし③，６５の①②。）
我が国においても上記パリ会議の声明を取り入れた法令改正(平成元年３月２７日通商産業省告示第１３１号)により，公衆の線量当量限度を実効線量当量として，１年間につき５ミリシーベルト（０．５レム）を１ミリシーベルト(０．１レム)に変更し，また，公衆に対する許容被ばく線量は，米国の基準である年間５ミリシーベルト（０．５レム）と同等以下で自然放射線の変動値以下であることからも，これらは合理的な値であると考えられる。ｃＩＣＲＰは，１９５８年（昭和３３年，公衆に対する被ばく線）量の限度を勧告するに当たり，放射線被ばくについてこの線量を超えさえしなければよいというのではなく，被ばく線量をできるだけ少なくするという，いわゆるＡＬＡＰの考え方をも併せて勧告している(乙２１の２１９ないし２２６頁)。


我が国においても，このＡＬＡＰの考え方を踏まえ，平常運転に伴う公衆の被ばく線量を，上記の許容被ばく線量よりも更に一層低く抑えるための努力が払われてきたが，その努力目標値を明らかにすることが望ましいとの観点から，昭和５０年５月１３日，線量目標値指針（乙１２）が定められ，放射性希ガスからのガンマ線による全身被ばく線量及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被ばく線量の評価値の合計値については年間０．０５ミリシーベルト（０．００５レム，放射性ヨウ素に起因する甲状腺被ばく線量の）評価値については年間０．１５ミリシーベルト（０．０１５レム）との努力目標値が明示され(乙１２)ており，本件原子炉施設の安全審査においては上記数値が使用されているものである。本件安全審査においては，本件原子炉施設による公衆に対する被ばく線量は，線量目標値指針の目標値を下回り，全身被ばく線量の合計値については年間０．００５ミリシーベルト（０．０００５レム）で，甲状腺被ばく線量については年間０．０１４ミリシーベルト（０．００１４レム）であり，法令等に定められた許容被ばく線量等をはるかに下回るものであることが確認されている（乙４の３９頁。）
なお，控訴人らの主張する新しい線量評価ＤＳ８６については，被ばく線量による人体の組織への影響を昀新の知見に基づきＴ６５Ｄから見直したものであり，ＩＣＲＰは，この結果を考慮し，１９９０年勧告を発表したが，自然放射線の地域による違い等を含め，昀終的に人体全体への影響を考慮した結果としての実効線量限度については従来の数値と同一となったものであり（乙１２０の５４，５５頁，控訴人らの主張は，人体組織への影響評価の一部を恣意）的に抽出したものに基づくもので，主張の前提を欠いている。ｄさらに，本件訴訟においては，行訴法１０条１項に基づき，職業人の被ばくに関する違法事由は審理の対象とはならず，公衆被ばくについてのみがその対象となる。
また，ＩＣＲＰの勧告する線量限度は，行為による便益とそれによる被ばくの影響とを比較して数値を定めるものであり，人体が許容し得る限界値を示したものではない。このような考え方に基づき，ＩＣＲＰの勧告は，自然放射線をその考慮の外とするとともに，行為で生ずる被ばくにより，何の便益も得られない公衆に対する被ばくと，便益が得られる職業被ばく又は医療被ばくとは，異なる扱いとしている（乙１２１の８６ないし９０頁）のであり，診断や治療などによる医療被ばくについては，通常個人に直接の便益をもたらすことを目的としたものであるから（言い換えれば，医療上の被ばくをする個人はその医療行為の直接の利益を受ける者であることから，職業被ばく及び公衆被ばくによる線量限度とは自ずと扱いが）異なるものであるとして，医療被ばくには線量限度を適用すべきではないと勧告しているので，控訴人らの主張はＩＣＲＰの勧告の内容を正解しないものである。
ｅしたがって，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いものではない。
②「線量目標値指針」の線量目標値に合理性があるか否か。
（控訴人らの主張）
ａ「線量目標値指針（乙１２）では，原子力発電所周辺の公衆の」被ばく線量は，全身につき年間５ミリレム，甲状腺に対する放射性ヨウ素に起因する被ばくが年間１５ミリレムと定められているが，この目標値が仮に達成されたとしても，原子力発電所周辺の公衆が３０年間全身に被ばくする線量は，０．１５レムとなり，これは１９６２年（昭和３７年）に国際連合放射線影響科学委員会が報告した人類の突然変異の倍加線量である年間１５レムの１％に相当するので，周辺住民が遺伝的に障害を被る危険性が極めて高くなり，原子力発電所周辺の集団に遺伝質の劣化をもたらすものである。また，白血病その他の癌についても，癌の倍加線量は約１０レム相当であるから，年間５ミリレムの被ばくは倍加線量の０．０５％に相当し，癌に罹患する確率が１年間に０．０５％ずつ，２０年間で１％，５０年間で２．５％増加する結果となる。また，甲状腺癌の倍加線量は，２０ラド（ほぼ２０レムに等しい）であるから，。甲状腺への年間１５ミリレムの被ばくは０．０７５％となり，１年ごとに甲状腺癌に罹患する確率が０．０７５％増加し，２０年間では１．５％，５０年間では実に３．７５％に増大すると予測される。なお，低線量域における被ばく線量の人体への影響は十分解明されていないから，低線量域の晩発性・遺伝的障害については一応比例関係があるものとして評価すべきであり，また，被控訴人の主張する影響を受けた人体の遺伝子や細胞の修復作用も十分な根拠はないので，上記のとおり比例的なリスクを負う可能性を否定することはできない。
ｂ原子炉施設の周辺住民の晩発性・遺伝的障害の確率的発生も規制法２４条１項４号所定の「災害」であり，その防止の観点からみると「線量目標値指針」による目標値は，晩発性障害防止の観点か，らみても，危険な数値である。
ｃしたがって，被控訴人の低線量被ばくに関する審査姿勢にはまことに危ういものがあり「線量目標値指針」の線量目標値には合理，性がない。
（被控訴人の主張）
ａ控訴人らの主張する倍加線量については，低線量による被ばくによって人体の一部の遺伝子や細胞に影響が起きたとしても，修復される作用があることが医学的に知られており（乙６１の１ないし２７頁，原爆被ばく者の疫学調査においても低線量の被ばく者に発）癌や遺伝的障害の有意な増加は認められていない。


しかし，低線量における被ばく線量の人体への影響については十分解明されていないため，安全を重視し比例関係が成り立つと仮定しているのである。このことをもって，控訴人らが被ばく線量と遺伝的障害の発生を比例関係であると短絡し，これを前提に更に年毎にそれが累積されるかのような主張を行うことは，具体的な根拠に欠けており，低線量の人体への影響を正解しないものである。そして，低線量における遺伝子への影響が明らかとなっていないにもかかわらず，低線量における人体への影響が比例関係にあることを前提とした控訴人らの主張は，その前提において根拠がない。ｂ１９６２年（昭和３７年）の国際連合放射線影響科学委員会が報告した人類の突然変異の倍加線量である年間１５レムは，動物実験に基づくものである（乙１２２の４４，４５頁。しかし，１９８）８年（昭和６３年）の同委員会報告書においては，原爆等の被ばくデータに基づく分析結果として人に対する遺伝的影響については，有意な差は認められないとされており（乙１２３の４２２，４２３頁，この点についても控訴人らの主張は根拠がない。）ｃ低線量においての被ばく線量と人体への影響については解明されていないため，ＩＣＲＰにおいて人体への影響が無視できる程度である年間の公衆への線量限度が示され，線量目標値が定められているのであって，この審査基準に不合理な点はない。
なお，控訴人らの主張する年間の各線量値は，あくまでも上限であり，通常原子炉施設においてはこれよりはるかに小さい数値であることが確認されているから，本件原子炉施設に関して，線量の上限値を仮定する控訴人らの主張は，その前提において誤りがある。ｄしたがって，線量目標値指針の線量目標値には不合理な点はない。③「線量目標値指針」及び「線量目標値評価指針」の基準並びに「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被曝線量評価について」の報告書に不合理な点がないか否か。
（控訴人らの主張）
ａ裁判所は，具体的審査基準について，単に不合理な点があるか否かだけを審査すべきものではなく，安全性を審査するに足りる十分な合理性を有するか否かを審査すべきものである。
本件安全審査に用いられた「線量目標値指針（乙１２）及び」「線量目標値評価指針（乙１３）の基準並びに「発電用軽水型原」子炉施設の安全審査における一般公衆の被曝線量評価について」の報告書（乙９１）は，限られた核種についてのみ評価することとしているものであり，また，いまだ確立されていない被ばく評価の方法なのであるから，基準として甚だしく不十分なものである。ｂ「線量目標値評価指針」は，原子力委員会において本件申請の審査途中の昭和５１年９月２８日に定められ，これに合わせて東京電力の本件補正がなされた。東京電力の本件申請は，廃棄物の推定発生量等はすべて先行炉の実績に基づき，過去の確立した方法による被ばく評価であるとされていたが，上記線量目標値評価指針もまた，先行炉の実績に基づき，確立した方法による合理的な被ばく評価であるとされている。
しかし，本件補正による本件申請書の本文及び添付資料の放射性廃棄物に関する推定発生量及び被ばく線量評価の一部の大幅な変更についての合理的な説明はない。これは，データの出所，正確性などに疑問があるのみならず，被ばく評価の方法もいまだ確立していないことを示唆するものであって，上記「線量目標値指針」及び「線量目標値評価指針」の基準並びに「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被曝線量評価について」の報告書は，いずれも原子炉施設の安全性を審査する基準たり得ない。
（被控訴人の主張）
ａ規制法２４条２項は，内閣総理大臣が原子炉設置の許可をする場合においては，同条１項各号に定める許可の基準の適合性について，原子力委員会の専門技術的な判断に基づく意見を聴き，これを尊重してしなければならないとしている。これは，原子炉設置許可処分に係る安全審査が，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ことによるものであり，原子力委員会は，その調査審議において用いるべき審査基準である種々の審査指針がある。原子炉施設の安全性に関する審査は，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いてされるところ，科学技術は不断に進歩，発展しているのであるから，その審査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。そして，規制法に基づく審査基準の決定，審査基準への適合性の判断については，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られているから，本件安全審査の調査審議において用いられる具体的審査基準は原子力委員会及び被告行政庁の裁量にゆだねられているというべきである。
ｂ東京電力の本件補正は「線量目標値評価指針」が定められた後，になされているが，被告行政庁による原子炉設置許可処分がなされるまでの間，その申請者が必要に応じて申請書記載内容の適正化又は合理化等のために補正を行うことは何ら妨げられるものではなく，新規に制定された線量目標値評価指針を踏まえ，放射性廃棄物の推定発生量及び被ばく線量評価の一部を見直すことには何ら不合理な点はない。
本件安全審査においては，審査基準に照らし，本件原子炉施設が，その基本設計ないし基本的設計方針において，①平常運転時の被ばく低減対策が適切に講じられていること，②自然的立地条件との関係を含めた事故防止対策が適切に講じられていることを確認し，併せて，本件申請者が行った平常運転時の被ばく低減化対策に係る被ばく評価，事故防止対策に係る安全評価及び公衆との離隔が妥当であることを確認し，その結果，本件申請が規制法２４条１項４号の要件に適合すると判断されたものである。
ｃしたがって，本件安全審査に用いられた「線量目標値指針」及び「線量目標値評価指針」の基準並びに「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被曝線量評価について」の報告書に不合理な点はない。
(イ)本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，平常運転時における放射性廃棄物について，本件原子炉敷地周辺の公衆に対する放射線障害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるか否か。
①気体廃棄物の被ばく線量評価について
ａ間欠放出による気体廃棄物の過小評価の有無について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件原子炉においては，運転起動の際短い時間に大量の排気を行うことが必要となるが，その際には希ガスホールドアップ装置を使用できないので大量の放射性物質をそのまま周辺に放出することになる。


しかし，この間欠放出の際の気体廃棄物について，本件安全審査は，先行炉実績を参考にして，間欠放出１回当たりの放射性物質の放出量を１０００キュリー，年間放出回数５回（合計年間５０００キュリー）としているが，その根拠はあいまいであり，先行炉の１回の放出量１０００キュリーの実績自体あいまいであって，信頼することができない。
(ｂ)本件原子炉と同型の福島第一原発３号機，中部電力浜岡原子力発電所（以下「浜岡原発」という）１号機，日本原子力発電。敦賀発電所（以下「敦賀原発」という）の昭和５１年度の間欠。放出回数は，それぞれ９，１０，７回であり，その後も異常事象等による運転停止，再起動が相次いでいることに照らすと，年間放出回数を５回とするのは合理性を欠いている。
（被控訴人の主張）
(ａ)被ばく線量の評価に際し，本件原子炉施設から環境に放出される気体廃棄物の量については，全体の年間の放出量に基づいて被ばく線量を評価した結果，十分低い数値となることが確認されている（乙４の３７ないし３９頁。）
すなわち，本件原子炉施設における気体廃棄物の放出量は，線量目標値評価指針に記載のとおり，海外等の原子力発電所の運転実績を参考にし，復水器内から連続的に抽出される空気中に含まれるものとして約２万８０００キュリー，真空ポンプの運転により間欠的に放出される空気中に含まれるものとして５０００キュリー，換気設備から連続的に放出される空気中に含まれるものとして約１万７０００キュリー等(合計年間約５万キュリー)と想定されているところ，本件安全審査当時の昭和５０年度における福島第一原発における気体廃棄物の放出実績は，３基の発電所（合計電気出力約２０３万ｋＷ）の放出実績を合計しても１万６０００キュリー(乙４５の７頁）であり，１１０万ｋＷである本件原子炉施設の想定値よりも小さいことが確認できていることから，本件原子炉施設における実際の放出量はより小さなものである。(ｂ)本件原子炉も含めた昀近の我が国における沸騰水型原子炉の気体廃棄物の放出実績は，ほとんど検出限界以下又は極めて低い値(乙９２)にすぎないから，本件原子炉施設からの被ばく線量を評価する際に想定された放出量は，近年の原子力発電所からの気体廃棄物の放出実績に照らしても，十分に少なく被ばく線量の評価上も厳しい条件を設けているものであって，これに基づく被ばく線量の評価は合理的なものである。
ｂ放射性ヨウ素の被ばく線量評価の合理性の有無について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査において，平常運転時に本件原子炉施設から放出される放射性ヨウ素は，希ガスと違って人体や生物体などに付着し取り込まれ，濃縮されるから，公衆に対する被ばく線量は，付着，沈着に比して飛躍的に増大し，特に，ヨウ素１３１の場合，大気中の濃度に比べ，牧草では２００万倍以上となるにもかかわらず，その濃縮を考慮した被ばく線量評価が欠落している。(ｂ)したがって，放射性ヨウ素の濃縮された場合の被ばくは，付着，沈着に比して飛躍的に増大することとなるにもかかわらず，本件安全審査は単に放射性ヨウ素の沈着を考慮した評価を行っているにとどまり，濃縮を前提とした評価を行っていない。
（被控訴人の主張）
(ａ)控訴人らの主張は，具体的根拠及び経路を示さず，放射性物質の濃縮をいうものであるが，これが人体や生物体の表面に付着した放射性ヨウ素が，そのままこれらの生体内に取り込まれるということをいうものであれば，これは根拠に欠け不当である。すなわち，生体の表面に付着した化学物質は，ずっと付着したままではなく，人体であれば日常活動により，生物体であれば，それが例えば付着の可能性が比較的に高いと考えられる屋外にあるものの場合には雨等により，それぞれ洗い流されることは自明であり，いったん付着した化学物質がそのまま生体内に取り込まれ濃縮されることは，生物学的常識からもあり得ない。他方，控訴人らの主張が，呼吸による吸入又は経口摂取をいうのであれば，放射性物質による内部被ばくは，呼吸による吸入と経口摂取を考慮するものであり（乙１２４の４０，４１頁，控訴人らの主張は）根拠がない。
(ｂ)本件安全審査においては，平常運転時に本件原子炉施設から放出される放射性ヨウ素について，一般的に気体廃棄物中の各ヨウ素が呼吸，葉菜及び牛乳を介して，成人，幼児及び乳児にそれぞれ摂取されるとした場合における甲状腺被ばく線量を評価しており，その際，空気中のヨウ素が葉菜又は牛乳に吸収される割合，呼吸等により人体に摂取されたヨウ素が甲状腺に吸収される割合等も考慮して評価を行っている(乙３の９－７８ないし８８頁，乙４の３９頁)。
なお，控訴人らの主張においてヨウ素１３１の場合には大気中の濃度と比べ牧草において２００万倍以上濃縮されるとする根拠は明らかではなく，さらに，一般的にそもそも大気中の濃度は限りなく０に近いのであり，この主張の意味するところは不明確である。
(ｃ)したがって，放射性ヨウ素の被ばく線量評価に不合理な点はない。
ｃ粒子状放射性物質の被ばく線量評価の合理性の有無について
（控訴人らの主張）
本件安全審査においては，平常運転時に本件原子炉施設から放出されるコバルト６０，マンガン５４，ストロンチウム９０，セシウム１３７等の半減期の長い粒子状放射性物質についての被ばく線量評価を行っておらず，安全審査における被ばく線量評価は部分的なものにすぎない。また，微粒子状放射性廃棄物がフィルタによって容易に除去されるというのは何ら根拠がない。原子力発電所の平常運転により排出されるコバルト６０，マンガン５４，ストロンチウム９０，セシウム１３７等の微粒子状放射性廃棄物は，半減期が長く，かつ，人体に取り込まれやすく，このため長期にわたって人体に蓄積され，そのアルファ線，ベータ線等の体内被ばくが続くことになるから，これらについても審査すべきであるにもかかわらず，これらの核種による体内被ばくについては，いまだその挙動や測定方法が確立されていないことから，本件安全審査においては，これら微粒子状放射性廃棄物についての被ばく線量評価を省略したものである。また，これら微粒子状放射性廃棄物がフィルタによって容易に除去されるというのは何ら根拠がないのであるから，このような放射線被ばくの評価方法は不十分である。
また，本件安全審査においては，立地評価（災害評価）において，重大事故でも仮想事故でも常にヨウ素についてはフィルタにより９５％除去されるという前提で評価されている（乙２の１０－４－１０頁，１０－４－３４頁。）


しかし，旧動力炉・核燃料開発事業団（以下「動燃」という）。の東海再処理工場アスファルト固化処理施設において，平成９年３月１１日，火災・爆発事故が発生した（以下「動燃事故」という）が，これにより施設外にセシウム，プルトニウム，アメリ。シウム等の放射性物質が大量に漏洩したが，火災発生後わずか７分で「高性能フィルタ」が目詰まりして機能喪失になり，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り，本件安全審査は誤っている。
（被控訴人の主張）
(ａ)本件原子炉施設から放出されるコバルト６０等の粒子状放射性物質はいずれも固体状の物質であり，気体状の物質にはならないため気体中に混入するものはごく微量であり，更に気体中に混入したものは放射性廃棄物廃棄設備に設けられたフィルタによって容易に除去できることから，本件原子炉施設から環境に放出される気体廃棄物中に含まれるコバルト６０等の粒子状放射性物質の量は極めて微量である。そして，これら気体廃棄物中の粒子状放射性物質による被ばく線量は極めて微量であることから無視できる上，厳しい条件を設定している公衆の被ばく線量の評価上は，仮にこれらの粒子状放射性物質の半減期が長くとも，その影響が他の放射性物質に比べて無視できる程に小さいことから，特にこれを取り上げて具体的に計算，評価するまでもないと判断されたためであり，本件安全審査は合理的である。
(ｂ)粒子状放射性物質の除去性能については，ＪＩＳにおいても放射性エーロゾル用高性能エアフィルタの性能は９９．９７％以上と規定されていることからも（乙１２５の２頁，十分根拠が）ある。
(ｃ)したがって，粒子状放射性物質の被ばく線量評価に不合理な点はない。
②液体廃棄物の被ばく評価について
ａ液体廃棄物に関する被ばく評価と原子力発電所による環境汚染の
有無について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査は，トリチウムの年間放出量を１００キュリー，それ以外を１キュリーとし，放水口における濃度を用いて被ばく評価をし，その放射性物質に起因する全身被ばく線量が年間０．３ミリレムとなるとしている。しかし，全希ガス漏洩率，すなわち炉心燃料被覆管の欠陥率については，破損事故が多発しており，本件安全審査における推定値が原子力発電所稼働期間中維持されるとは到底考えられない。そして，破損率の増加は直ちに冷却材中の放射性物質濃度の増加につながるものである。
また，原子炉施設の汚染は進行しており，処理を要する液体状廃棄物は増加の一途をたどっており，環境汚染の大きな要因になっている。
しかも，除染係数についても，本件安全審査では設計上の数値をそのまま用いているが，機器設備に発生している故障例，事故からすると，その信頼性は極めて低い。
さらに，本件安全審査に当たり，東京電力の本件申請を本件補正により核種組成を変更したが，この変更に当たって，魚介類，海藻類の生体濃縮係数については，格段の根拠もなく１０分の１低い値を採用するなど，その評価の手法は極めて恣意的である。このように，本件安全審査においては，要求される結論の公衆被ばく線量がまず措定され，この線量にとどめるべく，放射線量が導かれている疑いがある。
(ｂ)本件安全審査の被ばく評価は，既存の原子力発電所周辺の汚染の実態と大きく齟齬し，明らかに過小である。
既存原子力発電所周辺の魚介類や海藻類などの汚染状況調査の結果は，液体状放射性物質の放出については過小な数値にとどまらない。
例えば，敦賀原発（ＢＷＲ，出力３５．７万ｋＷ，１９７０年（昭和４５年）稼働）周辺で，１９７４（昭和４９年）年９月及び１１月，京都大学漁業災害研究グループが行った浦底湾のコバルト６０汚染実態調査では，海草ホンダワラ科ヤツマタモクの放水口付近における生重量１㎏当たりのコバルトのガンマ線７．７×１０ピコキュリー，イシダイの内臓重量１㎏当たりは１．２
－２
×１０ピコキュリーのコバルトが検出され，この汚染は湾全体
－２
に広がっていることが確認されている。
しかし，被控訴人は，原発から海に放出される放射性物質から１１種の核種を選び，その量を推定し，これが海水の１年間の使用量に平均的に希釈されるものと評価し，その結果，人間の各器官に及ぼす全身被ばく線量は年間合計０．２ミリレムにすぎないとしている。そして，被控訴人の主張によれば，放水口での濃度は１．６×１０ピコキュリーで，海草の放射能は１．６×１
－１０
０ピコキュリー以上にはならない計算である。ところが，敦賀
－４
原発における現実の例では，７×７×１０ピコキュリーで，国
－１
の計算の４８００倍となっている。これからすると，これを摂取する人間は年間１６００ミリレム（１．６レム）以上の全身被ばく（内部被ばく）を受ける危険性がある。
この値は，線量目標値に関する指針の敷地周辺の一般公衆に及ぼす被ばく線量合計値年間５ミリレムを液体廃棄物だけで大幅に上回るだけでなく，ＩＣＲＰの各勧告及び許容被曝線量を定める件２条所定の年間０．５レムの基準にも反する。
（被控訴人の主張）
控訴人らの主張は争う。
ｂ洗濯廃液の評価の不合理性の存否について
（控訴人らの主張）
(ａ)１１０万ｋＷ級の原子力発電所である本件原子炉施設の洗濯廃液の発生量が１日当たり１０ないし１５ｍというのは過小値３であり，特に停止時や定期点検時に多くの排出があるので信用できないのみならず，それに含まれる放射性物質の量（０．５５キュリー毎年）には根拠がない。
(ｂ)また，廃水に含まれる主な放射性物質は１１種あるが，ストロンチウムなどについては計測分析されていない。そして，これらを核種毎に測定すること自体，多くの時間と労力を要する（特に，ストロンチウムのガンマ線の分析は不可能である。この。）ため，日々の放出量と核種毎の実績を記録した具体的なデータは存在していない。
(ｃ)したがって，本件安全審査は，具体的に上記評価をした形跡はなく，また，線量目標値評価指針自体洗濯液量も定式的な基準ないし計算モデルがあるものではないとされているので，具体的な根拠を欠く不合理なものである。
（被控訴人の主張）


(ａ)本件安全審査においては，洗濯廃液の発生量を，先行炉である東京電力福島第一原発１号機の実績に基づき，１日当たり１５ｍと想定し，本件申請書に基づく洗濯廃液の発生量は１日当た３り１５ｍ（乙３の９－５０頁）として審査されている。そして，３福島第一原発１号機の昭和４７年度から昭和４９年度までの実績では，１日当たり１０ｍ以下にすぎないのであるから(乙３の３９－９８頁)，この想定は十分安全側に立つものである。(ｂ)さらに，液体廃棄物は連続放出ではないため，実際には，被ばく線量評価上の主要核種であるコバルト６０，マンガン５４等の放射性物質の濃度を放出毎に測定することとしており，廃液中の放射性物質の放射能量を的確に把握して，液体廃棄物中の放射性物質の放出量を年間１キュリー以下（トリチウムは１００キュリー以下）の精度で管理している（乙３の９－４９頁。）(ｃ)したがって，控訴人らの主張はその前提において理由がない。ｃ機器ドレン廃液の環境流失に関する被ばく評価の不合理性の存否
について
（控訴人らの主張）
本件安全審査においては，機器ドレンが環境に放出されないという前提に立って評価されているが，機器ドレン廃液の流出は，今日の機械工学の技術からも防止できないものであり，流出経路は，原子炉建家・タービン室のみでなく，液体廃棄物貯蔵施設その他あらゆる配管・タンクが予想され，洗濯水のように冷却海水放出路には限らない。機器ドレンを１滴も漏らさないという前提は，今日の工業技術・管理を無視した机上の空論であり，著しく不合理である。
（被控訴人の主張）
控訴人らの主張は争う。
ｄ濃縮係数の不合理性の存否について
（控訴人らの主張）
(ａ)液体廃棄物の被ばく線量評価は，汚染水が復水器冷却水に年間を通じて平均的に希釈されるという前提に立っているが，液体廃棄物の放出は間欠的であり，特に定期検査時に放出される液体廃棄物における放射性物質の濃度（汚染度）は通常よりも高く，その放出時期によっては生体への影響に差が生ずるにもかかわらず，年間を通して復水器冷却水に平均的に希釈されるとして被ばく線量評価を行っているのは不当である。
(ｂ)また，放出される核種の挙動については今日もほとんど知られておらず，具体的データにも乏しい。そして，我が国の食生活上，海産物が大きなウエイトを占め，魚種も多数で，食法も外国とは大きく異なることから，食生活の実態に即した調査，研究が不可欠であるのに，それが行われていない。
濃縮は，核種によりまた海産物の種類により大きく異なる。さらに，放出核種は海水に平均して拡散されるものではなく，水あかに付着し比較的浅瀬の海底上に沈着する。したがって，海底地形や海流，植生などの要素によってもその実態は大きく異なるのであって，短期間の実験や調査で実態を把握するのは不可能である。
(ｃ)全身内部被ばく線量評価（人体に摂取された核種の各器官への移行による被ばく評価）は，１９５９年（昭和３４年）のＩＣＲＰの推測値によっているが，この推測値自体極めて古く，かつ原爆データの不完全な分析しかなく，また原子力発電所も存在しない時代のものであって信頼することができない。
（被控訴人の主張）
(ａ)本件安全審査で使用した濃縮係数は，原子力安全委員会の定めた線量目標値評価指針（乙１３）に従いＰ１５らの濃縮係数総合報告書から引用した値を用いているところ(乙１３の９７６，９８２頁)，当該報告書は，過去の広い範囲から得られた多数の元素の想定値を総合してまとめあげられたもので，我が国のものを含む多数の研究成果が取り入れられており，上記報告書の濃縮係数は米国の規制においても採用されている(乙４９の③)。そして，本件安全審査で使用した濃縮係数は，上記報告書のうち，放射性核種の濃縮係数をとらずに，安定元素の濃縮係数を採用している(前者よりも後者の値が概して高めに出ていることから，より厳しい条件を用いていることになる。乙４９の③)ことからみても，その値は十分合理的である。
(ｂ)さらに，海産物の摂取量については，日本人は欧米人に比べ海草類の摂取量が多いことを考慮した評価を行っている。本件安全審査においては，公衆の被ばく線量が十分低く抑えられるようになっているかどうかを判断するにつき，公衆の年間の累積被ばく線量を評価するために，一様の連続放出を仮定することは，専門技術的観点からも十分合理的であるとされている(乙１３の９７４頁)。
ｅ放出放射性物質の濃度の不合理性の存否について
（控訴人らの主張）
本件安全審査は，液体廃棄物が一様に連続放出されると仮定して評価しているが，汚染水の放出は間欠的に行われ，放出時期によって濃縮に大きな差が出ることになり，また季節により海水浴などによる被ばくも多くなるから，上記平均化した評価は，本件原子炉施設の周辺住民の安全側に配慮してなされた評価ではない。
（被控訴人の主張）
控訴人らの主張は争う。
ｆ核種組成の不合理性の存否について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査においては，バリウム１４０，ラタン１４０，ジルコニウム５１，ニオブ９５，セリウム１４１などの核種の被ばく線量評価を行っていないが，これらの核種の排出とこれによる敷地周辺の公衆の被ばくも無視することはできない上，これら核種の濃縮や挙動なども十分解明されていないので，これら核種の被ばく評価をしていないのは不当である。
(ｂ)敦賀原発の液体廃棄物核種別実績（１９７５年（昭和５０年）４月から１９７７年（昭和５２年）３月）では，半減期が長く濃縮係数も高いコバルト６０，マンガン５４の各構成比がそれぞれ平均４７，５０％のところ，本件安全審査ではそれぞれ３０，４０％として評価されているが，これは被ばく線量の評価結果が小さくなるように意図的に計算したもので，本件安全審査には合理性がない。
（被控訴人の主張）


(ａ)被ばく線量評価は，各核種の量と濃縮係数に基づき行われるが，安全審査においては，主要核種の被ばく線量評価の際に，主要核種以外の核種の被ばく線量評価を包含するような条件を設定して計算される。具体的には，本件安全審査における液体廃棄物中の放射性物質の主要な核種組成は，先行炉の運転実績に基づき，主要な各核種の濃縮係数と被ばく線量への換算とを考慮して，全体として被ばく線量の計算結果が厳しい条件で行われるよう定められたものであり，これは運転保守の形態，処理水の運用による変動，更には想定した核種以外にも放出される核種を包含するよう考慮された評価として妥当なものである(乙１３の９７３頁)。(ｂ)敦賀原発の核種組成は，本件安全審査における核種組成と比較して，コバルト６０及びマンガン５４の割合は大きいが，反面，被ばく線量への寄与の大きい鉄５９等の他の核種の割合は小さいため，仮に，上記実績に基づいて本件原子炉施設の被ばく線量を評価した場合には，全体としては本件安全審査で確認した被ばく線量値よりも小さい数値となる。
ｇトリチウムの審査の有無について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査において，トリチウムはすべて液体状で海水に希釈されて海に流されるものとし，海産物による濃縮はなく（係数１，したがって人体に対する影響はないとしているが，これ）は，トリチウムの危険性を過小評価し，かつトリチウムの挙動も複雑で，また研究途上で明確なデータもないため，十分な評価ができなかったものである。
すなわち，トリチウムはガス状で水と反応してトリチウム水に移行しその逆の相互移行も容易であり，そしてトリチウムは水蒸気・水・雪（氷）の３態をとる。ガス化又は高温化したトリチウム蒸気ないし沸騰水部分が，トリチウム水蒸気となるが，トリチウム水蒸気は必ずしも大気に希釈されることはなく，かたまりとなって偏在し，雨や雪となって地上に降る。豪雪地新潟県においては，雪として長期に滞留して公衆に被ばくを与えることとなる。雨として地上に降ったトリチウムは地下水となって飲料水を汚染し，河川やダム，湖にたまりやがて海に放出され，再びトリチウム水蒸気となって地上に降る。この循環によって，植物，動物及び人間に取り込まれることになる。
また，１９９１年（平成３年）２月，カナダのトロント市郊外にあるピッカリング原子力発電所周辺の草に含まれるトリチウムの量が３年間に２０倍から８０倍位に濃縮されていることが報告され，乳児死亡率との相関関係が問題となった（甲２１３ないし２１５。そして，食物として経口摂取されるトリチウム化合有）機物の種類によって体内分布が異なること，家畜に有機化合物の形で与えられた場合５．５ないし１５倍もの蓄積が起こり食物連鎖による人体への蓄積もあるとの指摘がある。
(ｂ)本件安全審査では，トリチウム３Ｈの放出量について，先行炉の実績に基づいて年間１００キュリーとしている。しかし，この先行炉は一切不明であり，当時の原子力委員会報告においては，先行炉としてサンオレノフ等の実績が報告されているものの，サンオレノフ炉は加圧水型原子炉であり，本件原子炉より一般に放射性核種の排出の小さい原子炉である。しかも，その先行炉のトリチウム年間放出量は２４００から４５７０キュリー（同報告書１９７４年（昭和４９年）１０月５０ないし５３頁）であり，本件申請に係る１００キュリーの平均３５倍である。
(ｃ)したがって，極めて毒性の高い放射線物質であるトリチウムにつき挙動が複雑で濃縮されるという報告があり，サンオレノフ炉では年間２４００から４５７０キュリーのトリチウム放出が報告されているにもかかわらず，本件安全審査においては，トリチウムが濃縮されることはなく，また，年間１００キュリーしか放出されないことを前提にしているものであり，看過できない過誤，欠落がある。
（被控訴人の主張）
(ａ)本件安全審査における公衆の被ばく線量評価においては，主要な被ばく経路についての定量的な評価（乙４の３９頁）による線量値が十分低ければ，その他の影響が小さく被ばく線量評価の対象とならない経路の被ばくによる寄与分を考慮してもなお，全体として十分低く抑えられるものと判断できることを踏まえ，主要な被ばく経路について，公衆の被ばく線量評価を行ったものである。したがって，トリチウムを無視できるとした本件安全審査における公衆の被ばく線量評価は妥当なものである。
また，トリチウムについては，放出される気体廃棄物の中に含まれる量と被ばく経路を考えると，気体中の被ばく線量は十分小さいことから，気体として被ばく線量評価の対象とすることは相当ではない（乙１２６の１７頁。）
さらに，液体廃棄物の被ばく線量評価に際し，トリチウムは海生生物での濃縮は起こらないとしているところであるが，国際連合放射線影響科学委員会（ＵＮＳＣＥＡＲ）が地球規模のトリチウムの評価においても海生生物でのトリチウムの濃縮はないとのデータを用いており，トリチウムは生物によって濃縮されない（乙１２７）ということは，国際的に広く知られている事実である。
(ｂ)沸騰水型原子炉である本件原子炉施設におけるトリチウム放出量に関しては，先行炉である米国のオイスタークリーク等の沸騰水型原子炉の実績のほとんどが，年間数十キュリーであることから，評価上トリチウムによる被ばく線量値が大きくなるよう，年間１００キュリーと評価している。
なお，乙１２８（１８，５２，５３頁）においては「附録２，第６表からみて，我が国でもＢＷＲ発電所で１基当たり１００Ci（キュリー）／年・・・中略・・・程度と考えられる」とさ（）れている。また，同報告書においては，控訴人らが指摘するトリチウムの放出量を示すデータもあるが，これは加圧水型原子炉のデータであるところ，そもそも加圧水型原子炉は沸騰水型原子炉に比べてトリチウムの放出量が多いものである。控訴人らの主張は，同報告書の一部の加圧水型原子炉のデータのみを恣意的に抽出したものであるから，その前提において誤りがある。
③ムラサキツユクサの研究について
（控訴人らの主張）
ａ埼玉大学理学部のＰ３教授（以下「Ｐ３教授」という）は，ム。ラサキツユクサを用いて昭和４５年から昭和５１年にかけて，ガンマー圃場におけるＫＵ７株とＫＵ９株について，ガンマ線を照射して突然変異数を調べ，線量と突然変異数は直線比例関係にあることを確認し，昀低線量は７２０ミリレントゲン（レム）であったと報告している。また，Ｐ１６の研究においても２５０ミリレムまで直線比例関係が確認され，更に中性子線については１０ミリラドまで比例関係が確認されたとの報告がなされている。


ｂＰ３教授の原子力発電所周辺におけるムラサキツユクサを用いた実験結果は，湿度，降雨，日照，自動車の排気ガス等の突然変異の諸要因を十分に検討した極めて正確なものであるので，原子力発電所の平常運転時における環境放射線量は，１００ないし３００ミリレムに相当する突然変異率を示しており，線量，目標値の年間５ミリレムをはるかに超える放射線が環境に放出されている疑いがある。ｃしたがって，Ｐ３教授の実験結果を故意に排除した原子力安全研究会主催の検討会は誤っているから，本件安全審査における被ばくの評価は誤っている。
（被控訴人の主張）
控訴人らの主張は争う。
④放射線管理設備についての審査の有無について
（控訴人らの主張）
ａ本件申請書及びその添付書類には，(ａ)外部放射線量の監視のため，モニタリングポイント１８か所（３か月毎に読み取り，モニ）タリングポスト９か所，モニタリングステーション３か所を設置すること，(ｂ)周辺環境試料の放射線監視のため，陸水，海水，海底土，土壌，農畜産物，海洋生物について年２回分析を行うこと，(ｃ)異常放出があった場合に，モニタリングカーにより本件原子炉敷地周辺の放射線測定を行うこと等の記載があるが，各周辺放射線監視設備の数及び設置場所，構造及び性能についての記載はない。また，放射能が異常放出された場合に使用されるというモニタリングカーについての性能や積載機器の性能も明らかにされていない。ｂしたがって，放射線監視施設については，モニターの設置場所，構造，性能が明らかでない限り安全審査ができるはずがないにもかかわらず，これらが不明のままで本件申請を鵜呑みにして本件安全審査がなされているから，看過し難い重大な過誤，欠落がある。
（被控訴人の主張）
ａモニターの詳細な数及び設置場所，構造及び性能は詳細設計に関する事項であることは明らかであり，基本設計ないし基本的設計方針を審査する安全審査の対象外である。
そして，放射性希ガスによる実効線量当量については，指針に定められるとおり，主要核種であるガンマ線を評価すれば足りるものであり，十分に合理性がある（乙１２６の１７頁。）ｂ原子炉施設の平常運転に伴って放射性物質を環境に放出するに当たっては，放射性廃棄物廃棄設備が正常に機能していること等を確認するために，その放出量及び放出後における線量率等を的確に監視することのできる設備を設けることが必要である。
本件安全審査においては，本件原子炉施設について，まず，(ａ)気体廃棄物に関しては，活性炭式希ガスホールドアップ装置の前後にそれぞれ放射線量を連続的に監視する放射線モニターが設けられること，及び排気筒から環境への放出量を連続的に監視するために排気筒に放射線モニターが設けられること，(ｂ)液体廃棄物に関しては，環境に放出する前に放射性物質の濃度が十分低いことを確認するため，いったんサンプルタンクに貯留し，放射性物質の濃度をサンプリングして測定する設備が設けられること，及び復水器の冷却水放水路につながる排水管に放射性物質の放出量を連続的に監視する放射線モニターが設けられること等がそれぞれ確認された。また，環境中の線量率等の監視については，本件原子炉施設の周辺にモニタリングポスト等の線量率等を測定する設備が設けられること等が確認された結果，本件原子炉施設には，その平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の放出量，環境中における線量率等をそれぞれ的確に監視することのできる放射線管理設備が設けられると判断された。
ウ本件原子炉施設の事故防止対策に係る本件安全審査の調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点はあるか否か。また，本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，事故防止対策に係る安全性を確保し得るもの，すなわち，事故防止対策との関連において，原子炉等による災害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるか否か。
(ア)炉心燃料部の健全性の有無について
①燃料被覆管の応力腐食割れについて
（控訴人らの主張）
ａ安全評価審査指針（甲３３，乙９４）において，運転時の異常な過渡変化の判断基準につき「燃料被覆管は機械的に破損しないこと（同指針４．１．１の(2)）と規定されている。」ｂ本件原子炉施設において使用される燃料被覆管の材料であるジルカロイ－２には，核分裂生成物であるヨウ素によって応力腐食割れが発生する。ジルカロイの機械的な破損は一定の割合で避けられない以上，原子力安全委員会は「燃料被覆管は機械的に破損しな，「いこと」の解釈の明確化について（昭和６０年７月１８日原子力」）．安全委員会了承（甲４５，乙１２９）により，上記審査指針の４１．１の(2)の意味を「燃料被覆管に対する機械的な負荷によって貫通性損傷が系統的には生じないこと」と定め，その基準を狭めて解釈している。
しかし，本件安全審査においては，ジルカロイ－２の耐食性，安全性については確認されておらず，燃料被覆管が冷却材や核分裂生成物によって腐食し，その進行・拡大によって腐食疲労，応力腐食割れなどの現象が起こる性質を看過している。
（被控訴人の主張）
ａ「燃料被覆管は機械的に破損しないこと」の解釈の明確化につ「いて（昭和６０年７月１８日原子力安全委員会了承（乙１２９」）の１００１頁）においては，応力腐食割れ現象について検討した結果「現行の炉型及び燃料については運転時の異常な過渡変化時に，この現象により燃料の系統的損傷が生ずる可能性は十分小さいと考えられることから，安全評価審査指針（甲３３，乙９４）において燃料の損傷の判断基準を現状では変更する必要はないと判断する」とされているのであって，応力腐食割れに関して指針の解釈。が狭められたことはない。
ｂ上記「燃料被覆管は機械的に破損しないこと」の解釈の明確化「について」においては「燃料被覆管は機械的に破損しないこと」，の具体的な判断基準として，燃料被覆管の円周方向の平均塑性歪は１％以下であることについて，その１％の塑性歪を与える指標として熱的指標である燃料被覆管の表面の単位面積から単位時間当たりに原子炉冷却材に伝わる熱の量から換算して求めた線出力密度を用いる方法がとられていることにつき妥当であると判断している。本件安全審査においては「運転時の異常な過渡変化の解析」に当た，って熱的指標から求めた同様の判断基準を用い，それを満足することを確認している。
したがって，控訴人らの上記主張は，安全評価の妥当性を確認した本件安全審査の合理性を何ら否定するものではなく，失当である。ｃなお，後記②ａ（被控訴人の主張）のとおり，ジルカロイ－２は，燃料被覆管破損の確率が非常に低く，その使用実績から十分に安全であることが確認されている。


②多発する燃料棒に関する異常事象と対策の遅れの有無について
ａピンホールやひび割れ事象について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査では，通常運転時はもちろん，異常な過渡変化時にあっても「燃料が損傷しない」と審査されていた。(ｂ)しかし，本件原子炉施設では，平成１０年１月１６日，気体廃棄物処理系除湿冷却器出口排ガス放射線モニター指示値上昇に）。伴う原子炉手動停止が行われる異常事象が発生した（甲３５１すなわち，本件原子炉の定格出力運転中の同年１月１５日１８時３０分ころ，気体廃棄物処理系除湿冷却器出口排ガス放射線モニター指示値が通常値より上昇し，原子炉水の分析により炉水中のヨウ素濃度も上昇していることが確認された。モニターの指示値が通常値へ下降したため監視を強化し運転を継続したが，翌同月１６日１４時０４分ころ，モニター指示値が通常値より上昇し，「ＯＧ系除湿冷却器出口排ガス放射能高」の警報が発生，除湿冷却器出口排ガス放射線モニター「高」及び同「高高」の表示灯が点灯していることを確認し，手動停止によって燃料集合体の漏洩調査を実施した。
その要因の調査の結果，燃料集合体一体（Ｋ１Ｊ３０）に漏洩があることを確認し，燃料棒下部に長さ１㎝のすじ状の傷を確認した（以下「本件燃料棒の損傷」という。これは，海外で報。）告されている被覆管の水素化によって発生する二次的な割れの事例と類似するので，偶発的に発生した漏洩部分を通じて，燃料棒内に浸入した水（水蒸気）による被覆管の水素化によって発生した二次的な割れと推定された（甲３５１。この対策として，東）京電力は，漏洩が確認された燃料集合体を健全な集合体に取り替えた。
本件安全審査においては，通常運転時はもちろん，異常な過渡変化時にあっても「燃料が損傷しない（乙４）ようになってい」たにもかかわらず，上記事象により燃料棒の機械的な破損という結果が発生している。
しかも，同様の事象は，本件原子力発電所６号機で平成８年８月２４日に，次いで同７号機で平成１１年３月３１日に起こっていることからすると，対策を取り得ない欠陥が燃料棒にあり，更に事業者としての東京電力にこれを防止する能力がないことが実証されているといっても過言ではない。
なお，燃料集合体におけるピンホールの原因は，ＰＣＭＩ（燃料ペレット・燃料被覆管の相互作用）又は水素脆化とされ，その対策は十分にとられているとしていたが，このような対策がとられているにもかかわらず，現実に，被覆管の水素化によって発生する二次的な割れが原因となる本件燃料棒の損傷が生じていた。(ｃ)したがって，対策をとり得ない欠陥を見逃した本件安全審査は不合理である。
（被控訴人の主張）
(ａ)本件安全審査に係る燃料被覆管は，基本設計ないし基本的設計方針において熱的，機械的，化学的影響によって，その健全性が損なわれることのない，余裕のあるものであると判断された。燃料被覆管材料としてのジルカロイ－２は，燃料被覆管破損の確率が非常に低く，その使用実績から十分に安全であることを確認しており（乙３，３１，炉心燃料部の基本設計ないし基本的）設計方針において適切な異常発生防止対策が講じられるものであると判断されている。
(ｂ)本件安全審査においては，実際に原子炉に装荷されている多数の燃料棒が一切損傷しないことを想定したものではない。すなわち，多数の燃料棒の一部の燃料においてごくまれに生ずる偶発的な燃料被覆管の損傷が生ずることは，工学的に避けられない。このため，本件安全審査においては，燃料被覆管の損傷を検知するために，冷却水中の放射能レベルを測定監視する計測装置等が設けられる。そして，一部の燃料の損傷によりある程度の放射性物質が燃料棒から漏洩することを前提として原子炉施設周辺の一般公衆の被ばく線量を評価し（乙４，安全が確保される）ことを確認しているのである。
ちなみに，原子炉の運転中に，仮に偶発的な燃料被覆管の損傷が生じたとしても，それを検知できる設計であることは前記のとおりであるし，その場合は原子炉を停止し損傷が生じた燃料を取り替える等の措置を採ることができる。
(ｃ)控訴人らの主張は，偶発的な本件燃料棒の損傷が生じたことをもって，本件安全審査に瑕疵があることをいうものであり，失当である。
ｂ浸水燃料の事象について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件燃料棒の損傷によって，本件原子炉の炉心のなかに浸水燃料が存在していたことが判明している。これは，本件燃料棒の損傷により燃料被覆管内に侵入した炉水から発生する水素により二次的な割れが発生し，通常運転だけでも「水素化」という新たなメカニズムで損傷が発生しつつあるのに，根本的な対策がとられていなかったことが明らかである。
しかも，浸水燃料については，本件原子力発電所６号機につき平成８年８月２４日，同２号機につき平成９年１月２７日，本件原子炉につき平成１０年１月１６日，同７号機につき平成１１年３月３１にそれぞれ発見され，毎年のように４件もあり防止できていないこと自体に問題がある。
(ｂ)反応度事故時の浸水燃料の危険性は，反応度投入事象評価指針（昭和５９年１月１９日原子力安全委員会決定。甲３８）において異常な過渡変化時の破裂する基準の値として「燃料エンタルピ６５カロリー／ｇ」が定められたことから明らかなように，「浸水燃料」が存在すれば，反応度事故時に容易に浸水燃料が破裂に至ることが現在の知見となっている。
しかし，本件安全審査では，異常な過渡変化時においても「浸水燃料（燃料被覆管の穴あき等により内部に冷却水が侵入した」燃料）が全く存在しない前提で評価されている（制御棒落下事故の解析でも１７０ｃａｌ／ｇまでは燃料は破損しない前提で解析している。。）
(ｃ)したがって，浸水燃料を考慮していない本件安全審査は，上記反応度投入事象評価指針に反し，著しく不合理である。
（被控訴人の主張）


(ａ)浸水燃料に関する評価については「発電用軽水型原子炉の，反応度事故に対する評価方法について（昭和５２年５月２０日原子炉安全専門審査会（乙１３０）において，検討除外とされ）」ていたものの，その後の燃料の変更申請により現在装荷されている燃料である高燃焼度８行×８列型燃料（燃料集合体昀高燃焼度５０，０００ＭＷｄ／ｔとして設計された燃料で，８行８列に配列された６０本の燃料棒と１本の太径ウォータロッド等から構成される燃料集合体をいう（平成２年７月１０日設置変更許。）），可，９行×９列型燃料Ａ・Ｂ型（燃料集合体の昀高燃焼度５５０００ＭＷｄ／ｔを目標として開発された燃料集合体であって，Ａ型とＢ型の二つの異なる設計がされているが，両型とも，燃料被覆管及びペレット等の基本構成部材は現行の８行×８列型と同じ材料を用いた設計とされている（平成１０年１２月２１日。）設置変更許可）については，反応度投入事象評価指針（昭和５９年１月１９日原子力安全委員会決定（甲３８，一部改訂平成２）年８月３０日同委員会（乙１３１）に基づき浸水燃料が破裂し）たとしても原子炉停止能力及び原子炉圧力容器の健全性を損なわないことが確認されている。
(ｂ)同評価指針についてみると，反応度投入事象の判断基準のうち，浸水燃料に係るものとして，同評価指針３．(3)で「運転時の異常な過渡変化及び事故にあっては，浸水燃料の破裂による衝撃圧力等の発生によっても，原子炉停止能力及び原子炉圧力容器の健全性を損なわないこと」を判断基準としている。ただし，。この判断基準については，同評価指針の添付２「浸水燃料の影響評価」の解析結果をもって代用できる場合は，除外できると規定されている（乙１３１の２７４頁。この添付２「浸水燃料の影）響評価」は，反応度投入事象の判断基準のうち浸水燃料に係る基準の適用除外範囲を明らかにするため，安全余裕をとった前提条件で浸水燃料が破裂した場合について評価したもので，その評価結果に基づき，次のとおり除外基準を定めている（乙１３１。）ｉ本添付における評価対象プラントと同程度の炉心規模であること。
ii断熱計算によるピーク出力部の燃料エンタルピを昀も厳しくするように選定された前提条件を用いた解析によっても，その結果が１５０カロリー毎グラム・ＵＯ以下であること。２iii原子炉停止余裕は，１．０％Δｋ以上であること。iv落下制御棒価値は，１．５％Δｋ以下であること。ここで，当時適用除外とされた，本件申請の８行×８列型燃料の反応度投入時の燃料エンタルピについて，上記除外条件と比較すると，ピーク出力部の断熱保有エンタルピは１２０カロリー毎グラム・ＵＯであり，上記iiの基準を満足しており，その他の２各基準についてもいずれも満たしているため，当該基準が適用除外となる条件を十分満足していたものである。したがって，現在の科学的技術水準に照らしても本件処分は妥当なものと認められる。
(ｃ)また，燃料被覆管の水素化については，ペレットや燃料棒の製造工程での湿分管理を行えば十分対策が採れることから，運転管理段階で対処可能なものである（乙１３２。本件安全審査に）おいても，燃料棒の製造工程では，燃料被覆管の水素化による損傷が生じないよう，燃料棒内の水分を十分低く押さえるように管理し，更に万全を期して，プレナム部にゲッターと呼ぶ水分量を低減する物質を入れ，燃料被覆管の水素化を抑えるように努めることが確認されている。
(ｄ)したがって，浸水燃料に関する本件安全審査に不合理な点はない。
ｃ燃料棒スペーサのはずれの事象について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件原子炉施設において，平成１０年１月３０日，燃料集合体の不具合による原子炉手動停止の異常事象が発生した。すなわち，同月１６日の燃料集合体の漏洩検査のついでに，他の燃料集合体６体について外観検査を実施したところ，同月３０日５時３０分ころ，６体中２体の高燃焼度８行×８列型燃料集合体（Ｋ１ＧＮ１，Ｋ１ＧＮ２）のスペーサが正規の位置からはずれていることが確認された。Ｋ１ＧＮ１は，７個のスペーサのうち４個のスペーサが，Ｋ１ＧＮ２は２個のスペーサがそれぞれ上方向にずれていた。
その要因の調査の結果，チャンネルボックス取付時にスペーサの架橋板に過大な荷重がかかったものと思われ，一部が脱落，運転中の冷却材循環流によりスペーサが押し上げられたものと推定された。この対策として，スペーサの位置のずれが確認された燃料集合体を取り替え，今後チャンネルボックス取付作業にかかわる手順書に注意事項を明記し，作業者に対する教育を徹底し，取付作業自体もテレビカメラで確認することとした。
(ｂ)燃料集合体の位置のずれは，それぞれの燃料棒の燃焼に影響を与え，更に冷却材である水の循環経路及びその流量に影響し，ひいては燃料棒の損傷事故につながりかねないものである。にもかかわらず，今になって作業者に対する教育を徹底し，取付作業自体もテレビカメラで確認するというのは安全審査の欠陥を糊塗するものである。
(ｃ)したがって，本件原子炉では，燃料棒スペーサの位置がずれていたのであるから「燃料が損傷しない」と判断した本件安全，審査は欠陥がある。
（被控訴人の主張）
(ａ)控訴人らの主張するスペーサのはずれについては，要因分析をした上，現場及び照射後試験施設等において詳細な点検調査を行った結果，スペーサの位置がずれたのはチャンネルボックス取付時にスペーサの架橋板に過大な荷重がかかったためであることが判明しているから，これは基本設計ないし基本的設計方針に関する問題ではなく，施工管理に属する問題にすぎない。(ｂ)したがって，燃料棒スペーサの点は本件安全審査の合理性を左右するものではない。
③冷却材喪失事故時における炉心燃料部の健全性の有無についてａ大破断冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）の危険性の有無について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査では，再循環系配管１本の破断について外部電源喪失（したがって再循環ポンプ停止，原子炉は緊急停止）と非常用ディーゼル発電機１台の故障を想定し，破断口からの冷却材流出量はＰ１７の臨界流モデルのみを用い（乙２の１０－３－２６頁，下部プレナム水フラッシングによる冷却を考慮し（乙２）の１０－３－３４頁，乙３の１０－１０４頁，緊急炉心冷却系）については作動を想定するもの（高圧炉心スプレイ系及び低圧注水系２系統）はすべて定格流量を満たすという前提で解析が行われ，燃料被覆管温度は約８８６℃以下としている（乙２の１０－３－３８頁，１０－３－８０頁。）


しかし，ｉ冷却材喪失事故の場合，緊急停止信号は配管の破断と同時に出ることはなく，流出した冷却材が気化して格納容器内の圧力が上昇して初めて「ドライウェル圧力高」の緊急停止信号が出ること，iiＰ１７の臨界流モデルは，少なくとも大破断ＬＯＣＡ直後の未飽和（沸騰していない）冷却材の準安定流を考慮していないため，未飽和状態の冷却材については実際の半分以下の過小評価となるので，破断口からの流出量をＰ１７の臨界流モデルによることはできないこと，iii下部プレナム水フラッシングの流量は，破断口からの流出の計算に用いるモデルの選択や圧力損失の計算に用いる式の選択により大幅に変化するが，実験によって裏付けられたものではなく机上の計算によるものであるから，実際にどれだけの流量があるのか不確実な下部プレナムフラッシングによる冷却を解析上全面的に期待するのは不合理であり，下部プレナムフラッシングによる冷却を全く考慮しない場合，燃料被覆管温度が数百度高くなる可能性があること，iv緊急炉心冷却系が定格流量どおりに注水することを想定するのは現実的ではなく，本件原子炉のメーカーである株式会社東芝（以下「東芝」という）の解析によると，緊急炉心冷却系の注水量が２０％減少。すると燃料被覆管温度は１００℃以上上昇すると予想されること，ｖ現在は，Ｐ１７の臨界流モデルに替わり均質臨界流モデルが採用されており，後者によれば，事故経過が緩やかなものとされている。このように解析モデルにより事故経過が大きく異なることは，ＬＯＣＡ解析の信頼性の低さを示しているから，本件安全審査における冷却材喪失事故の解析は不合理である。
なお，本件原子炉のメーカーである東芝が，外部電源が健全な場合の高圧炉心スプレイ系のポンプ起動を事故後約３秒後としており，高圧炉心スプレイ系の起動信号が「ドライウェル圧力高」又は「原子炉水位低」であってＬＯＣＡのスクラム原因と同じであることにかんがみ，現実的にはスクラム発生時間は高圧炉心スプレイ系の起動時間である約３秒後時点とみるべきである。(ｂ)より激しいあるいはより現実的な条件を前提とする，燃料被覆管温度は軽く１０００℃以上となる。
すなわち，燃料被覆管温度が本件安全審査の結果である８８６℃よりも１００℃弱上昇すると，水－ジルコニウム反応が活発化し，２００℃程度上昇すると水－ジルコニウム反応が発熱反応であることから正のフィードバックを生じて燃料被覆管温度は更に急激に上昇して行くことになる。その意味で本件安全審査の燃料被覆管温度に２００℃程度の過小評価誤差があった場合，炉心溶触に至る危険があるから，これを過小評価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)何らかの原因により，原子炉圧力容器に接続されている各種配管中の１本が原子炉運転中に破損すると仮定した場合には，原子炉圧力容器から冷却材が漏出ないし喪失するので，本件原子炉施設においては，冷却材喪失事故の発生を防止するため，次のような設計及び運転管理上の事故防止対策が講じられている。ｉ配管等の設計に当たっては，原子炉の寿命中の各種の応力を十分に考慮した厳しい条件を適用する。
ii材料の選定，加工及び配管等の製作過程において十分な品質管理を行う。
iii原子炉供用期間中に主要な個所の検査を行い，その健全性を確認する。
iv脆性破壊を防止するような運転管理を行う。
ｖさらに，漏洩検出系による監視によって，破断に進展する前に破損を検知し，適切な処置を講じる。
上記のような事故防止対策にもかかわらず，万一冷却材喪失事故が生じても，燃料被覆管が炉心冷却を妨げる程破損することを防止し，水－ジルコニウム反応を十分に低く抑え，炉心の崩壊熱を長期にわたって除去する目的でＥＣＣＳを設けている。
(ｂ)ＥＣＣＳは，ＥＣＣＳ安全評価指針（乙１１）に照らし，その基本設計ないし基本的設計方針において，次のような事故防止対策に係る安全性を確保している。
すなわち，小破断から大破断までのいかなる破断面積に対しても原理の異なる系統を多重に，独立して設けて炉心冷却を行うこととしており，いかなる動的機器の単一故障に対しても炉心冷却機能を失わないように設計するものである。
また，ＥＣＣＳの電源としては，外部電源がない場合にも３台のディーゼル発電機によって給電するよう設計する。
次に，冷却材喪失事故に伴い圧力容器から放出された冷却材及び放射能を閉じこめるため格納施設を設ける。また，非常用ガス処理系を設け，排気筒を通して大気に放出される前にヨウ素の除去を高効率で行う。さらに，事故後原子炉格納容器内の水が放射線により分解されて水素と酸素が発生し，水－ジルコニウム反応により生成した水素とともに，徐々に蓄積されて燃焼限界に達する可能性があるが，本件原子炉では格納容器内ガス濃度制御系を設け，燃焼限界に達するのを防止する。
(ｃ)冷却材喪失事故は，本件安全審査においては事故解析の一つとして，想定され，解析された事象である。
すなわち，冷却材喪失事故の解析に当たっては，炉心の冷却にとって昀も厳しい結果となる，定格出力の約１０５％での運転中に，冷却材再循環系配管の１本が瞬時に完全に破断し，冷却材再循環系配管の破断と同時に外部電源が喪失し，かつ，事故時に作動が要求されているＥＣＣＳに動的機器の単一故障（低圧炉心スプレイ系の非常用ディーゼル発電機の故障）が起こるなどと仮定し，解析結果を厳しくするための前提条件を設定した（乙２の１０－３－１９。その解析評価は，次のとおりであって，ＥＣＣ）Ｓ，原子炉格納容器等の設計は妥当なものと判断されている（乙４の４６ないし４８頁。）


ｉ燃料被覆管の延性が極度に失われ，炉心の冷却可能形状を保持し続けることができなくなるのは，燃料被覆管の昀高温度が１２００℃を超えた場合，又は燃料被覆管の延性を失わせる全酸化量が酸化前の燃料被覆管の厚さの１５％を超えた場合であるところ，燃料被覆管の昀高温度が約８８６℃であり燃料被覆管の損傷はないこと，また，燃料被覆管における全酸化量は，酸化前の燃料被覆管の厚さに対して昀大約０．３％と小さいことから燃料被覆管の延性は失わないことなどによって燃料棒は冷却可能な形状に維持され，燃料の冷却は確保される。ii破断した配管から放出される冷却水及び水－ジルコニウム反応により発生した水素により原子炉格納容器内の圧力は上昇するものの，本件原子炉格納容器の設計圧力を超えることはない。(ｄ)高圧炉心スプレイ系の起動信号である「原子炉水位低（レベル２」は，スクラム信号である「原子炉水位低（レベル３」））よりも低い水位レベルに設定されているものであり，スクラム発生時間と高圧炉心スプレイ系の起動時間は異なるので，控訴人らの主張は失当である。
なお，実際には配管破断後に通常の水位から「原子炉水位低（レベル３」が発生する水位に達する時間よりも早く「ドラ）イウェル圧力高」が発生してスクラム及び高圧炉心スプレイ系が同時に起動するが，解析ではより厳しい解析条件を課しているため，この「ドライウェル圧力高」の発生をあえて考慮していない。
ｂ中小破断冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）の危険性の有無について
（控訴人らの主張）
(ａ)中小破断ＬＯＣＡは，大破断ＬＯＣＡと比較してその発生率が高い。
そして，昭和６２年２月１７日に運転を開始していた敦賀原発２号機（加圧水型軽水炉，定格出力１１６万ｋＷ。以下「敦賀２号機」という）において，平成１１年７月１２日午前６時０５。分ころ，格納容器内サンプ水位上昇率高の警報が鳴り，同日午前６時４８分に原子炉を手動停止したところ，格納容器内の化学体積制御系再生熱交換機の配管エルボ（曲管部）に軸方向に貫通亀裂が生じるなどし，再生熱交換機連絡配管の抽出側配管部から一次冷却材が漏洩するという中小配管破断冷却材喪失の異常事象が発生していることが判明した（甲３１５の①②，３１６ないし３２１。この貫通亀裂の長さは，当初発表では約８０㎜（甲３１）７，その後４４㎜（甲３１９，更に４７㎜（甲３２０）と揺））れ動いた。この亀裂の内面部は長さ１５１㎜の亀裂があり（甲３２１，この配管が切断され内面の観察が始まると，亀裂は当初）発見された軸方向の貫通亀裂一つではなく，極めて多数の亀裂が同時並行して発生・成長していることが判明した（甲３２１。）敦賀２号機の冷却材漏洩事象では，運転員が漏洩箇所を発見し，漏洩を止めるために当該配管に至る弁を閉止するまでに１４時間を要し，しかも異常事象の収束後でさえ実際の漏洩量を把握できていなかったので，中小破断ＬＯＣＡの際の運転員の介入について，かなりおぼつかないレベルにあることが明らかになった。また，解析によって，運転期間（通常４０年）中健全性が維持できると「理論的に」判断されてきたにもかかわらず，敦賀２号機の運転開始から当該事象時点で１２年５か月で貫通亀裂を生じているので，我が国における疲労解析の信用性もかなりおぼつかないものであることが明らかになった。
さらに，従来から生じることが想定され，検査等でも発見できるはずのものであった溶接部の周方向の割れについても，全周の３分の１に達し，何らかの衝撃が加われば，ギロチン破断（瞬時全周破断）に至る危険があるような段階になっても発見することができなかった。敦賀２号機の冷却材漏洩事象では，軸方向の亀裂の方が先に貫通したが，亀裂の成長の仕方によっては周方向の亀裂の方が先に貫通してギロチン破断に至る可能性もあった。なお，電気技術規程では，溶接部以外の部分は非破壊検査の対象とされておらず，溶接部においても呼び径１００㎜未満の配管については表面検査のみで体積検査，すなわち超音波探傷検査や放射線探傷検査は行われず，呼び径１００㎜未満の配管については，外表面に傷があるかどうかの検査が１０年に１回か４０年に１回あるのみで内表面や内部の傷の有無は全く検査されないのであり，これらの配管については，１０年に１回の系統の漏洩及び水圧試験で通常の１．１倍の圧力をかけたときに壊れて漏洩しないかがチェックされるだけであるから，その１０年に１度の検査の際たまたま破断寸前まで来ていてわずか１割増の圧力で破壊する段階に来ていれば，発見されるにすぎないのであるから，供用期間中検査で中小破断ＬＯＣＡを防止することは不可能である。(ｂ)本件安全審査では，中小破断ＬＯＣＡにつき特定の破断箇所を想定せず，単純に破断面積のみで検討し，高圧炉心スプレイ系の故障のみを想定して，燃料被覆管温度のみを基準として，破断面積約９３ｃｍ（０．１平方フィート）の破断が昀も厳しく，２燃料被覆管昀高温度は７８２℃としている（乙２の１０－３－１７頁，３０ないし３１頁，乙４の１３４頁。そして，本件安全）審査の際，中小破断ＬＯＣＡについては，高圧炉心スプレイ系の故障は想定しているが，それ以外の故障は全く想定せず，自動減圧系（ＡＤＳ）及び低圧炉心スプレイ系，低圧注水系は完全に機能を果たすという前提で解析を行っている。


ＢＷＲメーカーの株式会社日立製作所（以下「日立」という）のＬＯＣＡ解析コードの感度解析報告によれば，中小破断。ＬＯＣＡにおいて，本件安全審査で想定された破断面積０．１平方フィートの場合，この自動減圧系の流量が１５％減少すれば（つまり７個ある逃がし弁の一つが機能しなければ，燃料被覆）管昀高温度は１２０℃上昇し，９００℃に達するところ，燃料被覆管温度が９５０℃に達すると，燃料被覆管の材料であるジルコニウムが冷却材である水との間で水－ジルコニウム反応を起こし，これが発熱反応であるため燃料被覆管温度が急速に上昇していくことになり，自動減圧系の流量が更に減少するか，他の要因が重なれば燃料被覆管昀高温度は９５０℃に達することになる。また，本件原子炉のメーカーである東芝の解析によれば，本件原子炉施設と同じ１１０万ｋＷ級のＢＷＲ５では破断面積０．１平方フィートの中小破断ＬＯＣＡで燃料被覆管昀高温度は９６７℃とされており，自動減圧系の流量が２０％減少すると燃料被覆管昀高温度が１９６℃程度上昇し，１１６３℃にも達する（甲３２６。）
さらに，自動減圧系が十分に機能しても，低圧系のＥＣＣＳが十分に機能しなければ，同様に燃料被覆管昀高温度は更に上昇し，東芝の解析によれば，低圧注水系の流量が２０％減少した場合，燃料被覆管昀高温度は２０８℃上昇するとされている。したがって，東芝の解析によると，自動減圧系の流量減少と低圧系のＥＣＣＳの機能不全が生じた場合には，燃料被覆管昀高温度が１２００℃を超えることも十分にあり得るところであるから，燃料被覆管昀高温度を１２００℃以下にとどめることを基準としている軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針にも違反することになる。
(ｃ)近時の異常事象・事故例にかんがみ，現実に起こり得ると考えられる故障を想定した上で，東芝，日立のＬＯＣＡ解析を参考にして中小破断事故を解析すれば，本件安全審査の事故想定と解析は極めて甘い不合理なものであり，中小破断ＬＯＣＡにおいても炉心溶融事故に至る危険がある。まして，運転員が事故の進展中に冷却材漏洩量等の重要データを正確に把握することなく，事故の収拾にあたれば，更に事態を悪化させる誤介入も起こり得るから，中小破断ＬＯＣＡにおいてもかなりの危険があり，そのような事態まで考慮していない本件安全審査は不合理である。
（被控訴人の主張）
(ａ)本件原子炉の炉型（ＢＷＲ型）は，敦賀２号機の炉型（ＰＷＲ型）とは異なるものであって，控訴人らが主張する敦賀２号機の事象が発生した機器（内筒付き再生熱交換器）は，本件原子炉施設には存在しない。上記敦賀２号機の事象は，再生熱交換器が内筒を有する構造であったため，機器内の水温変動による高サイクル熱疲労により配管に亀裂が生じ，更に進展したものであるが，これは機器の詳細設計ないし施工管理の段階にかかわる事象であって，基本設計ないし基本的設計方針の妥当性を判断する安全審査の対象外の事象である（乙１０７の４８，４９頁。）また，控訴人らは敦賀２号機の事象を中小破断の冷却材喪失事故であるかのように主張するが，ＥＣＣＳ安全評価指針において，想定冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）とは，ＥＣＣＳの機能及び性能を評価する見地から想定された原子炉冷却材喪失事故のことを指し，その流失量が通常運転時に使用される補給水系にて補給できる範囲についてはその対象から除外することになっているから，ＥＣＣＳの作動が必要となる程の漏洩ではない敦賀２号機の事象については，事故解析で想定すべきＬＯＣＡには至っていない。(ｂ)控訴人らの主張は，中小破断冷却材喪失事故の可能性について言及するものであるが，想定された事象の発生に加え，適切とされる範囲を超える，事故解析の意義，目的に照らして独自の不適切な仮定をおくことによって，本件安全審査を不合理とするものであって，その主張自体が失当である。しかも，控訴人らの主張する異常事象・事故，故障例等は，原子炉設置許可に係る安全審査の対象となる基本設計ないし基本的設計方針にかかわるものではなく，詳細設計ないし施工管理にかかわるものであり，本件の審理判断の対象とは何らかかわりがないから，本件安全審査の合理性を左右するものではない。
(イ)圧力バウンダリについて
①圧力容器の中性子による脆化に対する安全性の有無についてａ脆化予測式の合理性と不純物及びニッケル等が中性子の照射脆化
に及ぼす影響の有無について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査においては，寿命期間中の脆性遷移温度の上昇の予測にはＰ１８のワーストケースカーブが上限となることを用いている（甲３６７の①②，３６８。）
しかし，Ｐ１８のワーストケースカーブは式の形態に何らの理論的基礎もなく（甲３５６の７２ないし７４頁，材料試験炉で）の加速（高速）照射によるデータに基づいていること，後記のドイツ連邦共和国（当時の西ドイツ）のグンドレミンゲン原子力発電所（ＢＷＲ，ＧＥ社製，２５万ｋＷ。以下「グンドレミンゲン原発」という）の圧力容器に関する実験研究や法政大学工学部。教授（東京大学名誉教授）Ｐ１９（以下「Ｐ１９教授」という）らの実験研究等から今やその存在に疑いのない照射速度依。存性（照射速度が遅いほど脆化が進行しやすい）を全く考慮していないのであるから，科学的合理性を有しない。
また，Ｐ１８のワーストケースカーブの基礎になった材料試験炉での加速照射の場合，Ｐ１９教授らの研究によれば，照射脆化に寄与する欠陥は格子間原子クラスターが支配的であり，他方，沸騰水型原発の圧力容器程度の照射速度での照射脆化に寄与する欠陥は銅クラスターが支配的であるから，両者は測定しているものが全く異なるものであり，沸騰水型原発の圧力容器の照射脆化を予測するのに材料試験炉での試験データの何倍かの余裕を見ればよいという性質のものではなく，材料試験炉でのデータに基づくＰ１８の式は「試算ないし見通し」にさえならない。実際にも，沸騰水型原発の監視試験片の当時の通商産業省（以下「通産省」という）による評価結果にもワーストケースカーブよりも著し。く脆化しているものがある（甲３５６の５７ないし５９頁，８６ないし８７頁。）


(ｂ)現在の科学技術水準に照らせば，本件原子炉を含め圧力容器鋼材に使用されるマンガン・モリブデン・ニッケル鋼板（ＡＳＴＭ・Ａ－５３３）において，不純物でなく成分元素として大量に添加されているニッケルは，圧力容器の照射脆化に強い悪影響を及ぼすことが指摘されている（甲２５８の１５頁，甲２５９の１４頁，乙８１。）
さらに，現在も不純物が中性子照射脆化に与える影響はいまだ解明されておらず，ましてや本件安全審査当時に十分解明されていたとはいえない。そして，本件安全審査においては，当時不純物の影響を考慮して作成されたＡＳＴＭやＮＲＣのＲｅｇｕｌａｔｏｒｙＧｕｉｄｅへの該当性に関しては何ら検討されていないので，不純物の効果についての当時の知見すら何ら反映されていない。なお，敦賀原発１号機の監視試験片のシャルピー試験評価では，米国でも考えられないような量の不純物が混入している場合（ｕｐｐｅｒｌｉｍｉｔ）の脆化以上に脆化が進んでいる（甲３６５。）
しかし，本件安全審査においては，中性子照射脆化に関する化学成分の影響としてリンと銅を挙げるにとどまり，不純物の含有量やマンガン・モリブデン・ニッケル鋼板の成分元素であるニッケルの影響が考慮されていない。
(ｃ)したがって，本件安全審査で用いられたＰ１８のワーストケースカーブは理論的にも合理性がなく，結果的に見ても，実際の沸騰水型原発での照射速度では中性子照射脆化を過小評価する危険が非常に高いといわざるを得ず，これを上限と考えることは明らかに不合理である。また，本件安全審査は，圧力容器の中性子照射脆化の検討に当たり，不純物及びニッケルの影響を看過したものであり，不合理である。
（被控訴人の主張）
(ａ)本件安全審査においては，圧力容器の脆性破壊防止については，ｉ脆性破壊防止を十分考慮した延性の高い材料が使用されること，ii圧力容器内に脆性遷移温度の変化を知るための試験片を取り付けることができるように設計されること，iii圧力容器の昀低使用温度を脆性遷移温度より３３℃以上高くすることができるように設計されることが確認された（乙１の８，９頁，乙２の８－４－３，１１，１２頁，乙３の１，８－１４，８－２２１頁，乙４の３１，３２頁。その結果，本件原子炉施設の圧力バウン）ダリは，その基本設計ないし基本的設計方針において，脆性破壊に関し，その健全性の損なわれることのない余裕のあるものとして設置し得ると判断された。
(ｂ)控訴人らの主張は，圧力容器の材料の脆性遷移温度の把握ないし予測に係る数値自体を安全審査の対象ととらえるようであるが，これは圧力容器材料の昀低使用温度を，圧力容器材料の脆性遷移温度より３３℃以上高くすることができるよう設計されること及びその実際の変化を知るために監視試験片を取り付けることができるように設計されることという各審査事項との間において関連を有するにすぎないことから，脆性遷移温度の当否そのものが原子炉の設置許可に係る安全審査において問題とされるものではない。
すなわち，安全審査においては，脆性破壊防止を十分考慮した延性の高い材料の脆性遷移温度を基に導かれた昀低使用温度が十分低いものであり，中性子照射を受けた後も十分な余裕をもって運転管理をすることができることが確認されれば足りるのであり，中性子照射による脆性遷移温度の評価は，このような確認のために行われるものである。
また，上記について使用する脆性遷移温度の予測式は，安全審査においてそれ自体が絶対的な正確性を有する値を与えるものとは扱われておらず，これによって得られた値は，一試算結果として参考に供されるにすぎない。そもそも安全審査においては，この数値そのものにより将来の脆性遷移温度の変化を絶対的に管理し得ることの確認は必要ではなく，実際，本件原子炉の圧力容器の材料の脆性遷移温度の把握ないし予測に係る数値の当否自体が，本件安全審査の対象事項とされたものではない。
したがって，控訴人らの主張は，脆性遷移温度の予測式及びこれらによって得られた値がそれ自体としてどの程度の正確性を有するかを問題とするのに帰着するから，本件安全審査の合理性を直ちに左右するものではなく，失当である。
(ｃ)さらに，運転中の原子炉における脆化に関する安全確保については，原子炉施設の適切な運転等の管理の問題として対処されるべき問題である。
現在，圧力容器の脆化予測は，社団法人日本電気協会の作成に係る電気技術規程原子力編「原子炉構造材の監視試験方法（Ｊ」ＥＡＣ４２０１－２０００（乙１３３）に記載されている国内）脆化予測式及び計画的に取り出された監視試験片による評価により行っている。
そして，国内脆化予測式は，国内原子炉圧力容器の監視試験データ，米国プラントの監視試験データを用いた統計的な評価により，予測値が実測値を包絡するように定めており，実用上問題となるものではない（乙１３３。）
ｂ照射速度等の影響の有無について
（控訴人らの主張）
(ａ)照射脆化は，照射量のみならず照射温度の影響も受け，更に照射速度が遅い方が照射脆化が進行する。
そして，実際の原子炉での中性子の照射速度は材料試験炉より数桁低くＢＷＲは更にＰＷＲより１桁以上低い。
(ｂ)グンドレミンゲン原発は，１９７７年（昭和５２年）に使用済みとなったが，その圧力容器は，全く同じ材質と製造履歴を持つ保存材（アーカイブ）を材料試験炉で短期間に実際の圧力容器よりも大量の中性子照射したものよりもはるかに脆化が進んでいた（甲３５６の２３ないし２７頁，甲３５７の①の４ないし５頁，甲３５８の②。）
すなわち，実際のグンドレミンゲン原発の原子炉は，材料試験炉より照射量が低く照射速度（１秒当たりの中性子照射量）も３桁も低いにもかかわらず，実際の原子炉の方が照射脆化が進んでいた。


そして，グンドレミンゲン原発の圧力容器の照射脆化の進行は切り出し試験片の方向によって大きく異なっており，軸方向（割れの方向は円周方向）のものは著しく脆化し，円周方向（割れの方向は上下方向）のものはあまり脆化していなかったが（甲３５６の２３，２８ないし３０頁，３５７の①，４ないし５頁，甲３５８の②，甲３５９の③，この原因は今なお解明されていない）（甲３５６の２９ないし３０頁。さらに，グンドレミンゲン原）発の圧力容器では試験片の切り出し位置によって脆化の程度が著しく違っていた（甲３５７の①の５頁，甲３５６の３７ないし３９頁，甲３５９。）
また，米国の研究炉ＨＦＩＲ（HighFluxIsotope   Reactor・高中性子束同位体生産炉）でもグンドレミンゲン原発と同様に材料試験炉の１０分の１の照射量，４桁低い照射速度で材料試験炉と同様の照射脆化を生じた。
(ｃ)Ｐ１９教授らのモデル計算の結果，第１に不純物である銅の効果に関しては照射速度が遅いほど脆化が進行しやすいという照射速度依存性が理論的に導かれ，第２に照射脆化に寄与する欠陥は照射速度により異なり，沸騰水型原発の圧力容器程度の照射速度では銅クラスターの影響が支配的であるのに対し，材料試験炉クラスの照射速度では格子間原子クラスターの影響が支配的となる（甲３５６の５４ないし５９頁，甲３５７の①の５ないし７頁，甲３６１。）
Ｐ１９教授らの実験の結果，照射速度が遅い方が大きな銅クラスターが形成されることがミクロ的に観察され，確認された（甲３５６の６０ないし６３頁，３５７の①の８頁，甲３５７の②の図６－１。また，Ｐ１９教授らの実験で硬さ試験でも銅濃度が）０．１５％程度の場合も含めて，照射速度が遅い方が脆化が進行することが確認された（甲３５６の６３ないし６５頁，甲３５７の①の８頁，甲３６２の②。）
Ｐ１９教授らの実験結果では，Ｐ１９教授らのモデル計算で予測した以上に大きなクラスターが観察されており，実際の原発の圧力容器ではＰ１９教授らのモデル計算よりも更に早く脆化が進行する可能性がある（甲３５６の６５ないし６８頁。照射脆化）に関しては，現在なお解明されていない点が多く（甲３５７の①，１０頁，信頼できる脆化予測式は存在しない（甲３５６の８６）頁，９５ないし９６頁。）
(ｄ)したがって，本件安全審査が基にした照射脆化についての知見は現在の科学水準からは妥当性を欠いているので，本件安全審査は不合理である。
（被控訴人の主張）
上記ａの被控訴人の主張のとおり，圧力容器の材料の脆性遷移温度の把握ないし予測に係る数値自体は，安全審査の対象となる事項ではないし，また，控訴人らが照射速度の影響として指摘しているグンドレミンゲン原発の調査研究についての主張は，本件原子炉施設とは別の原子炉に関するものであって，本件安全審査とは関係がなく，失当である。
ｃ本件安全審査が準拠した監視試験方法の妥当性の有無について
（控訴人らの主張）
(ａ)本件安全審査が準拠した原子炉構造材の監視試験方法である社団法人日本電気協会の作成に係る電気技術規程原子力編「原子炉構造材の監視試験方法（ＪＥＡＣ４２０１－１９７０（乙」）８１）は，昭和６１年に「原子炉構造材の監視試験方法（ＪＥ」ＡＣ４２０１－１９８６（甲２５９）により改訂されている。）上記ＪＥＡＣ４２０１－１９８６においては，試験片に使う材料は炉心領域に使用したもののうちから照射前の関連温度ＲＴＮＤＴと化学成分（Ｃｕ,Ｎｉ等）の影響を考えて設計寿命末期のＲＴＮＤＴ調整値が昀高となると予測されるものを選ぶとされ，また，試験片の数は，各回毎に引張試験片３個以上，衝撃試験片１２個以上を原則とされている（甲２５９の１ないし３頁。）しかし，上記ＪＥＡＣ４２０１－１９７０では，ＪＥＡＣ４２０１－１９８６と異なり，関連温度ＲＴＮＤＴや化学成分の考慮を欠いており，試験片の数も各回毎に引張試験片２個以上，衝撃試験片８個以上としており（乙８１の２頁，少ないのであるか）ら，現在の科学技術水準では，監視試験片が存在することを基礎にした本件安全審査は，合理性を失っている。
(ｂ)監視試験片による監視は極めて重要であるが，発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（昭和４０年６月１５日通商産業省令第６２号）及び発電用原子力設備に関する構造等の技術基準告示（告示５０１号の１０５条）によれば，１回当たりの試験片の個数は引張試験片で３個以上，衝撃試験片で１２個以上となっているにもかかわらず，本件原子炉では，それぞれ２個以上，８個以上という数しか存在しないのであるから，本件原子炉は，明らかに，現在の科学技術水準に照らし，安全審査で用いられた具体的審査基準に不合理な点がある。
また，上記「原子炉構造材の監視試験方法」ＪＥＡＣ４２０１－１９８６（甲２５９）によると，本件原子炉の設計寿命は，全出力運転年数（定格負荷相当年数，ＥＦＰＹ（effectivefullpoweryear）として３２年が想定されている。そして，監視試）験片の取り出し時期に照らすと，本件原子炉の監視試験計画では運転開始後１２年までのデータしかわからず，その設計寿命に有効に対応する監視計画がないという疑問があるので，廃炉に至るまで的確な監視試験片のデータが得られないまま手探りで運転を継続する危険性が高い。
(ｃ)上記グンドレミンゲン原発の圧力容器において，試験片の切り出し位置によって脆化の程度が異なるのであるから，試験片の位置如何によって圧力容器の脆化を著しく過小評価することとなる。


このように試験片の切り出し方向あるいは照射の際の方向により脆化の程度が著しく異なるとすれば，試験片はそれらの事情を考慮して切り出しの際ないし照射の際の方向を変えてそれぞれについてシャルピー試験が可能な数を配置する必要があるが，そのような配慮はされていない（甲３５６の８３，９７頁。）さらに，本件原子炉施設では，試験片は原発の寿命期間中に４回取り出せる数しか取り付けられていないのであるから，現在の圧力容器の脆化の評価に有効性を持つためには，信頼できる脆化予測式が存在しなければならないが（甲３５６の８６頁，９５ないし９６頁，現在なお，信頼できる脆化予測式は存在しないの）であるから，試験片の有効性は否定的に解さざるを得ない。(ｄ)したがって，本件安全審査は，監視試験方法が不十分であるから合理性がない。
（被控訴人の主張）
(ａ)本件安全審査においては，脆化予測式に基づく脆性遷移温度の予測値と，その実際の変化を知るための監視試験片による実測値による補正とによって，実際の脆性遷移温度の変化を把握できることを確認することで足りるのであり，本件原子炉施設においては，当時の「原子炉構造材の監視試験方法（ＪＥＡＣ４２０」１－１９７０（乙８１）も踏まえ，運転期間中の脆性遷移温度）の把握が可能であると判断したものである。
すなわち，上記ａの被控訴人の主張のとおり，本件安全審査においては，圧力容器に関する基本設計ないし基本的設計方針として，その材料の脆性遷移温度については，中性子照射を受けた後も昀低使用温度を脆性遷移温度より３３℃以上高くすることができるように設計されること，及びその実際の変化を知るために監視試験片を取り付けることができるように設計されることが，本件申請の時の知見に照らして可能であることが確認されており，実際新しい基準において試験片の数が多少増えたとしても，その安全審査の結果に変わりはない。
(ｂ)実際の本件原子炉施設の運転期間中の脆性遷移温度の把握は，その適切な運転等の管理の中で対処すべき問題であり，本件安全審査において確認した基本設計ないし基本的設計方針の合理性を左右するものではない。
なお，控訴人らは，上記ＪＥＡＣ４２０１－１９７０（乙８１）につきＪＥＡＣ４２０１－１９８６（甲２５９）による昭和６１年の改訂に基づく試験片の個数の変更に伴い，技術基準に定められた試験片の数が増加し，変更前の規格に基づく本件原子炉の試験片の数が相対的に少なくなったことを指摘するが，この試験片の数に関する変更が，変更前の試験片の数の妥当性を否定し，脆性遷移温度の把握が不可能であることを明確に示す具体的根拠は示していない。そして，変更前の基準に従った本件原子炉の試験片の数について，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具体的な根拠は何ら示されていない。
また，控訴人らは，ＥＦＰＹで１３年目以降のデータの取得が行われないことに関する危険性を指摘するが，運転期間中の脆性遷移温度の変化の把握方法は上記のとおりであり，ＥＦＰＹで１２年までの監視試験片による脆性遷移温度の実測値に基づき，脆化予測式による脆性遷移温度の計算結果の補正を行うことによって，これを確認できるのであり，控訴人らの主張は，本件安全審査の内容を正解しないものである。
②応力腐食割れ（ＳＣＣ）の有無について
（控訴人らの主張）
ａ本件安全審査当時既に判明していた中国電力島根原子力発電所（以下「島根原発」という）における応力腐食割れ（甲２２）に。ついては，放置すれば重大なＬＯＣＡを招いた可能性が否定できないものであり，その結果，制御棒駆動水戻りノズルの設計変更をもたらし，本件原子炉も，その影響を受け本件申請に係る設計変更がされている（乙２－８－３－８８頁，乙３の３－８－１９８頁，乙３４，３５。）
すなわち，本件申請においても応力腐食割れの起きやすい設計そのものの変更を余儀なくされている。そこで，応力腐食割れについては，詳細設計等によって対処すれば足りるものではなく，使用される部材，施工方法や運転方法の不備，瑕疵からでも，応力腐食割れが起きれば，原子炉の生命線ともいうべき軽水の確保に支障を来たし，事故が発生するから，応力腐食割れの観点から本件原子炉の詳細設計やその部材，施工方法や運転方法の審査が不可欠である。そして，応力腐食割れの対策は確立されているとはいえず，詳細設計等における対処によっても十分防止することはできず，また，ＢＷＲにおいて，応力腐食割れは，続出し，今なお解決されていないから，応力腐食割れ対策を審査すべきである。
なお，福島第二原発昀高裁判決が「ＳＣＣ（応力腐食割れ）の防止対策の細目等にかかわる事項は，原子炉設置許可の段階における安全審査の対象にはならない」と判示しているので，むしろ応力腐食割れ対策の基本的な部分は基本設計に属すると判示していると解することができる。
ｂ(ａ)原子炉においては圧力容器の内張，燃料棒の自立を支えるシュラウドには腐食されにくいステンレス素材が導入されているが，応力腐食割れと思われるひび割れの兆候（インディケーション）が見つかっている。
東京電力は，平成１３年７月６日，同年４月２９日から定期検査中であった福島第二原発３号機において，応力腐食割れを防止するため炭素含有量を減らしたステンレス素材ＳＵＳ３１６Ｌを用いたシュラウドのほぼ全周にわたりひび割れがあるのを発見した。当該シュラウドの寸法は，外径約５．６ｍ，高さ約６．７ｍ，肉厚は約５０㎜であり，そのひびの深さは，昀大で２６㎜（１１）．５度付近，平均で約１６㎜であり，下部リング外表面から約０３㎜の深さ（極表層部）の組織にはすべり線が認められ，この範囲は粒内割れであることが確認された。通常，原発の応力腐食割れで問題となるのは，結晶の粒界に沿ってひび割れが進展する粒界型応力腐食割れであるが，東京電力は，上記福島第二原発３号機のシュラウドの極表層部の腐食は粒内型応力腐食割れと推定している。
そして，低炭素ステンレス鋼は，耐粒界型応力腐食割れに対して優れていることが確認されているが，切欠きがある場合には粒界型応力腐食割れが進展することがわかっており，応力腐食割れ対策材料の効果は極めて限定されたものである。


(ｂ)現実には，沸騰水型原発の約４割において，炉心シュラウドの応力腐食によるひび割れ又はその兆候が現れるという事態に至っており，しかも原子力発電所がおよそ３０年の稼働期間を想定して安全審査を受けながら，１０年も経ない経過において応力腐食割れが発生している。実際に，応力腐食割れの発生，進展を防ぐことはできないし，このような応力腐食割れの亀裂の進行を評価する具体的な方法は存在しない。
定期点検におけるシュラウドの応力腐食割れの点検は，目視検査によって行われるが，毎回の検査で検査可能なすべての溶接部分を点検するわけではない。１回の検査で全体の約１０％程度の検査を行い，各点検箇所については１０年毎に検査することになっているから，その１０年間に応力腐食割れが発生し進展したものについては，発見されずに原発の運転が行われることになる。また，シュラウドのひび割れの表面が微少であれば，内部でひび割れが進展している場合でも，目視検査では発見されない可能性は十分にある。
(ｃ)ＮＲＣは，１９９４年（平成６年）の文書で，炉心シュラウドの３６０度のひび割れが貫通した際の安全評価を行い，炉心シュラウドにおける円周３６０度におけるシュラウドの分断という仮定における安全影響を評価した上「昀も憂慮される事故のシ，ナリオは主蒸気管の破断，再循環系の破断，そして地震である」としているから，全周にわたるひび割れが，地震により，。炉心シュラウドの分離に至る可能性がある。
また，ＮＲＣの上記文書によると，出力と流量のミスマッチは冷却能力の不全をもたらし，炉心シュラウドが持ち上がり，それが横方向にずれるような場合には，制御棒の挿入に支障をきたすおそれが生じ，昀悪の場合には燃料棒や制御棒の著しい破損に端を発する放射能放出事故が起こり得るとしている。
さらに，炉心シュラウドのひび割れによる冷却材喪失事故のおそれがある。
すなわち，炉心シュラウドを構成する金属板が定位置からずれ，炉心（１番少ない隙間で約５㎝である）方向にずれた時，核燃料に影響を及ぼす可能性があり，しかもいくつかの燃料集合体の間を通る水の流れが遮断され，１本又は複数の制御棒が挿入できなくなってしまう可能性がある。そして，炉心に影響がなかった場合でも，事故後に炉心シュラウドが水を保持する性能が失われてしまうおそれがある。もしもひび割れのある炉心シュラウドにおいて，内側の水も外側の水と同じ速さで漏れ出てしまったら，緊急冷却装置が機能する前に，核燃料に損傷が起きる可能性が出てくる。
(ｄ)しかし，本件安全審査においては，炉心シュラウドの応力腐食割れを起因とするシュラウド自体の分離やずれについて，設計基準事象として想定していない。
ｃ(ａ)しかも，本件原発は，我が国の原発のなかでも昀も多数の再循環系配管での応力腐食割れが生じており，平成１６年の原子力安全・保安院の検討結果の整理（甲４２９の３５頁）によると，本件原子炉施設において溶接継ぎ手数で２６もの溶接継ぎ手でひび割れが発見され，その欠陥が明らかとなっている。
(ｂ)しかし，現在でも，応力腐食割れのメカニズムは，いまだ解明されていない。
すなわち，１９７０年代後半に海外及び我が国の沸騰水型原発においてＳＵＳ３０４ステンレス鋼配管の熱影響部に応力腐食割れが多発した（甲４２９の５頁。この応力腐食割れはステンレ）スの耐食性を高めているクロムが溶接熱影響部では鋼の強度を保つために添加されている炭素と結合してクロム炭化物となり結晶粒界に集中し，結晶粒界近傍にクロム欠乏層が生じ，これが原因となって結晶粒界に沿って割れが進展したものである（甲４２７の①の２頁，４４１の１頁等。この１９７０年代に多発したＳ）ＵＳ３０４ステンレス鋼配管の応力腐食割れはこのように発生のメカニズムが解明され，その原因がクロム炭化物の析出によりクロム欠乏層が生じることにあったので，鋼材中の炭素含有量を低くしたＳＵＳ３０４Ｌ，ＳＵＳ３１６Ｌ等のＬ材（ＬはＬｏｗｃａｒｂｏｎ＝低炭素の意味。なお，ＳＵＳ３１６はモリブデンを添加したステンレス）が開発され，これが応力腐食割れ対策の中心となった（甲４２７の①の２頁，４２９の５頁，４４１の１，２頁。）
その後の１９９０年代後半以降，低炭素ステンレス鋼においても応力腐食割れが多発した。この応力腐食割れにおいては，大部分でクロム欠乏層が観察されないこと，粒界割れではなく粒内割れが生じ途中から粒界割れになっているなど１９７０年代に多発した応力腐食割れと異なるものであった。その割れの発生場所は，表面加工による硬化層や溶接部近傍の塑性ひずみによる硬化領域，炉心シュラウドでは中性子照射による硬化領域（炉心シュラウドでは中性子照射誘起偏析によるクロム欠乏層も発見された）に集中していたことから，表面加工による硬化や溶接による塑性ひずみによる硬化等が影響していると判断された（甲４２７の①の４）。ないし６頁，４２９の１３ないし１７頁，４４１の３，４頁等そして，この低炭素ステンレス鋼における応力腐食割れの発生・進展のメカニズムは現在もなお解明されていない（甲４２７の①６，７頁，４２９の１８頁，５４頁，４４１の３頁等。）このように，我が国の沸騰水型原発においては，後記の被控訴人の主張のとおり詳細設計段階で低炭素鋼を採用し，運転管理段階で水素注入を採用しているにもかかわらず，広範に応力腐食割れが発生しているが，低炭素鋼における応力腐食割れの発生とそのメカニズムは未解明であって，運転管理を含めて有効な防止対策はできないから，再循環系配管をはじめとする圧力バウンダリが破断しないように対策を講じることは，当然に基本設計ないし基本設計方針に含まれると解すべきである。
ｄしたがって，本件安全審査は，応力腐食割れに関する対策についての審査を欠如しているので，看過し難い過誤，欠落がある。
（被控訴人の主張）
ａ圧力バウンダリにおける応力腐食割れ（ＳＣＣ）については，原子炉施設の詳細設計や具体的な工事方法及び運転管理における安全規制によって対処されるべき事柄であって，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は，福島第二原発昀高裁判決に照らしても明らかである。


ｂ本件安全審査においては，本件原子炉施設の圧力バウンダリはその基本設計ないし基本的設計方針において，化学的腐食による損傷防止対策がとられ，安全が確保され得ると判断されている。すなわち，応力腐食割れ（ＳＣＣ）については，材料，応力，環境の三つの要因が影響することにより生ずることが分かっているので，本件原子炉施設につき，応力腐食割れを起こしにくい材料であるステンレス鋼が使用され，また，腐食が起こりにくいように適切な水質管理ができる設計とされること，しかも運転開始後であっても検査によって圧力バウンダリの健全性が確認できるように設計されることを審査し，その基本設計ないし基本的設計方針においてＳＣＣについて安全が確保され得ると判断されている。
さらに，ＳＣＣを防止する具体的な対策は，この基本設計ないし基本的設計方針に基づき詳細設計や具体的な工事方法及び運転管理による安全規制によって実現されるものである。
ｃ控訴人らは，低炭素ステンレス鋼においても応力腐食割れについては，１９７０年代に多発した応力腐食割れと異なるものであると主張するが，いずれも塑性変形や中性子照射の影響が考えられ，材料，応力，環境の３要因が影響して発生するものであって，その割れの形状も特異のものではない。
③疲労破壊及び応力集中の有無について
（控訴人らの主張）
ａ上記(ア)③ｂの控訴人らの主張のとおり，平成１１年７月１２日に発生した敦賀２号機の冷却材漏洩事象の亀裂箇所である再生熱交換器の配管は，もともと熱疲労が問題となる場所であり，熱疲労については慎重に解析が行われた上で設計されたはずの箇所であり，供用期間中の検査をしていたにもかかわらず，１２年余りで疲労破断してしまったことに照らすと，解析，設計，検査が行われているからといって，圧力バウンダリの健全性が維持されるとはいえない。そして，近時の異常事象・事故例にかんがみ，現実に起こり得ると考えられる故障を想定した上で，東芝，日立のＬＯＣＡ解析を参考にして，中小破断ＬＣＯＡの事故例を解析すれば，中小破断ＬＯＣＡにおいても炉心溶融事故に至る危険性があるというべきであるから，疲労破壊及び応力集中に関する審査が不可欠である。ｂまた，本件原子炉施設においては，営業運転開始前の原発試験運転中（出力１００％運転開始日３日目）の昭和６０年５月３１日，循環水配管からの海水漏洩事象にともなう出力制限を行う異常事象（復水器の配管に大穴事象）が発生した（甲３４７。）すなわち，本件原子炉施設の復水器の循環水配管において，円錐状の貫通孔（内面寸法昀大直径７８㎜。外面寸法昀大横１７㎜，縦２１㎜）が発生し，７トンの海水が漏洩し，応急処置のために循環水ポンプＢを停止，出力を低下させた。その原因は，当該部分の塗膜が剥離し，異種金属間（チタン・鉄）の腐食電流が生じ，電食による損傷進行の貫通孔と推定された。
この対策として，当該貫通部を切断，撤去し，当該部に母材と同一仕様の鋼板をはめ込み突き合わせ溶接を行った。溶接部について，液体浸透探傷試験，放射線透過試験を実施した。さらに，補強材近傍の塗膜を再施工し，電気防食装置としてアルミニウム合金犠牲陽極板を取り付けた。取り付け個数は，入口管，出口管各８個である。そして，復水器が１９℃の海水でタービンから来た高温水を復水し，給水系で加熱し，昀高４６℃の軽水として送り込む一連の経路の重要な出発点を構成していること，復水器の冷却能力が喪失すれば，給水制御器の正常な稼働が必要であり，万が一にもここでの故障が重なった場合には大事故に連なるおそれがあること，一方，復水器の真空度が低下した場合には，タービン・トリップとなり，このときのタービン・バイパス弁，逃し安全弁の作動如何で重大な事故もあり得ることがあるにもかかわらず，本件安全審査では全く審査された形跡がない。
この循環配水管が肉厚１３㎜もの配管であるにもかかわらず，通水後わずか３日という短時間でこのような大貫通孔が発生し，しかもこの漏洩自体貫通孔（破断）による海水漏洩という事態に至るまで検知されなかった（破断前検知が実現できなかった）ことは重大問題である。この破断によってギロチン破断はあり得ないとされる他の圧力バウンダリを構成する配管，とりわけ肉厚２３㎜の再循環系配管でさえも破断の確率は意外に高い可能性が考えられる。塗膜剥がれによる異種金属間の腐食電流による貫通孔の形成という推定が正しいならば，この知見に基づく配管の健全性は，安全審査の対象とはされていないのであるから，配管の厚さや，材質，組合せ，腐食電流の可能性，必要な防止装置等の各観点から，審査をやり直す必要がある。
ｃしたがって，本件安全審査は，疲労破壊及び応力集中に関する対策についての審査を欠如しているので，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敦賀２号機の事象は，上記(ア)③ｂの被控訴人の主張のとおり，機器の詳細設計ないし施工管理の段階に係わる事象であって，基本設計ないし基本的設計方針の妥当性を判断する安全審査の対象外である。また，敦賀２号機は，ＰＷＲであり，漏洩事象を発生させた内筒付き再生熱交換器は本件原子炉には存在しないから，控訴人らの主張は失当である。
ｂ控訴人らの主張に係る本件原子炉施設の復水器の配管の大穴事象は，配管の据付け用補強材の除去作業後の補修塗装の施工不良により，塗膜の一部が剥離し，循環水配管の管壁の一部が海水に露出したため，復水器と循環水配管との異種金属間に腐食電流が発生し，異種金属間の電食により循環水配管に貫通孔が生じたものであるから，当該事象は，循環水配管の補修作業の施工管理に属する事項であり，本件原子炉施設の安全審査に係る事項ではなく，本件安全審査の合理性を何ら左右するものではない。
また，控訴人らは，循環水配管漏洩事象が重大な事故につながるおそれがあると主張するが，これ自体仮定に仮定を重ねた主張であって，安全設計審査指針が定める単一故障を正解しないものである。そして，再循環系配管が破断する恐れがあるとも主張するが，原子炉再循環系配管と復水器入口循環水配管について，その使用環境や材質が全く異なっていることを無視するものであって，全く合理的な根拠がない。
さらに，当該事象は，国際原子力事象評価尺度（甲３５５の３６頁）上は，安全に関係しない事象である「評価対象外」に分類されているので，控訴人らの主張は失当である。
④圧力バウンダリの使用前検査及び供用期間中検査の合理性について
（控訴人らの主張）


ａ使用前の圧力容器等の母材や溶接部の欠陥（亀裂，ブローホール，溶接中のスラグ巻き込み等）の発見については，表面については液体探傷試験（２種類の液体を塗り，欠陥部分があると色がつくことから「カラーチェック」ともいう，人が入れない部分の表面や。）内部については超音波探傷試験，放射線探傷試験が行われる。しかし，放射線探傷は，ブローホールなどの欠陥は見つけやすいが，より危険な亀裂状の欠陥の検出能力が劣り，超音波探傷も亀裂状欠陥の方向により検出能力が左右されるため，検出能力は板厚の１０％である（甲２６０の２３頁。）
そして，本件原子炉の圧力容器の板厚は約１６０㎜であるから（乙２の８－４－１２頁，欠陥の検出限界はその１０％である１）６㎜となるので，検出能力自体比較的大きな欠陥を見逃す危険性がある。
ｂ社団法人日本電気協会作成に係る電気技術規程原子力編「原子炉冷却材圧力バウンダリの供用期間中検査（ＪＥＡＣ４２０５－１」９７４（甲４１）に従えば，圧力容器の溶接部をはじめとする圧）力バウンダリの昀重要部分やＥＣＣＳ配管，制御棒駆動水圧計配管などの重要な配管もほとんど検査をする必要がなくなる。これでは，むしろいかに検査をせずにすませるか，重要な箇所を検査しないことを正当化する基準であり，これに依拠して検査を行うこと自体危険であり不合理である。
ｃ実際の原子炉施設に対する検査は，当時の通産省の検査官や発電設備技術協会の検査担当官も立ち会わない施工業者任せの検査であって検査の信用性は欠如しているから，使用前検査や定期検査で圧力バウンダリの欠陥が破断前に発見できることはない。そして，我が国の原子力関係行政庁も検査機関も専門家も安全性を厳しく追及する姿勢に欠けており，安全審査能力に欠けているため，原子炉施設の詳細設計段階以降では，現実には対策が十分に行われないから，運転検査に関する事項も基本設計段階で安全審査の対象とする必要がある。
ｄしたがって，検査により圧力バウンダリの破断を防止し得るとした本件安全審査は，不合理である。
（被控訴人の主張）
原子炉設置許可後の運転検査に関する事項については，原子炉設置許可段階で審査すべき事項ではなく，後続の安全規制に係るものであるから，控訴人らの主張は失当である。
⑤運転期間（想定寿命）限定の有無について
（控訴人らの主張）
ａ本件処分及び本件安全審査においては，本件原子炉の運転年数，つまり圧力容器や圧力バウンダリを構成する他の機器の想定寿命を４０年又は全出力運転年数（定格負荷相当年数，ＥＦＰＹ）を３２年としていたが，具体的な運転期間を明示して制限しなかった。ｂしかし，当時の通産省及び資源エネルギー庁は，老朽化原発の寿命延長のため「より合理的，効率的な設備管理」と称して，米国を中心に進められてきた破壊力学（機器に存在する亀裂の振る舞いを予測する学問）を導入して，従来維持してきた発電用原子力設備に関する構造等の技術基準告示（告示５０１号）の基準をも切り下げようとして，平成１１年２月付けで「電気事業者の原子力発電所高経年化対策の評価及び今後の高経年化に関する具体的取組について（甲３１１）を発表した。そして，当時の通産省及び資源エネ」ルギー庁は，同年２月ころ，稼働開始から３０年が経過する福島第一原発１号機，関西電力美浜原子力発電所（以下「美浜原発」という）１号機，敦賀原発１号機の各寿命を６０年に倍増することを。承認する見解を示した。
ｃ資源エネルギー庁が，平成８年４月付けで作成した「高経年化に関する基本的な考え方（甲３１０）においては，原発の老朽化の」指摘事項（ただし，その項目）は次のとおりであったので，本件原子炉の寿命が延長されるとすれば，控訴人らその周辺住民に対する影響は大きいものがある。
(ａ)原子炉圧力容器
ｉ起動・停止による材料の疲労（定期的評価必要）
ii中性子照射による材質の脆化
），iiiステンレス鋼等の応力腐食割れ（計画的な点検・検査必要
ivステンレス鋼を内張りしていない部位の腐食
(ｂ)炉内構造物（炉心シュラウド等）
ｉ起動・停止による材料の疲労（疲労限を超えるプラントにつき定期的評価必要，）
ii流体振動による材料の高サイクル疲労
iii応力腐食割れ（計画的な点検・検査必要）
ivステンレス鋼の中性子照射脆化（計画的な点検・検査必要）
(ｃ)一次冷却材配管
ｉ疲労（定期的評価必要）
iiステンレス鋼の応力腐食割れ（計画的な点検・検査必要）iii炭素鋼の腐食（肉厚測定の実施・配管の取り替え）
(ｄ)原子炉再循環ポンプ
ｉ高温での長期間使用に伴うステンレス鋳鋼の熱時効ii疲労（疲労限を超えるプラントにつき定期的評価必要）
(ｅ)ケーブル
熱・放射線による絶縁劣化（試験・評価・取り替え）
(ｆ)原子炉格納容器
鋼板の腐食・結露水等による局部腐食（塗装・目視検査・再塗装）
(ｇ)コンクリート構造物
ｉ強度低下（熱，中性子照射，中性化，塩分浸透，アルカリ骨材反応（定期的な目視点検））
ii遮蔽能力低下（ガンマ線による発熱）
(ｈ)耐震性との関係
ｉ疲労
ii中性子照射脆化
iii腐食
iv応力腐食割れ
ｖ熱時効
viコンクリートの強度低下
ｄしたがって，当時の通産省及び資源エネルギー庁の対応は本件原子炉の寿命についても延長されることにつながり，ひいては控訴人らその周辺住民の健康や安全な生活を送る権利を侵害するものであるから，具体的な運転期間を明示して制限しなかった本件処分及び本件安全審査の瑕疵は重大かつ違法である。
（被控訴人の主張）
控訴人らの主張はすべて争う。
(ウ)制御棒駆動系について
①制御棒駆動系の信頼性とスクラム排出ヘッダー及びスクラム排出容
器の設計の合理性の有無について
（控訴人らの主張）
ａ制御棒１本ないし数本の挿入失敗は，緊急停止信号が出た場合でも制御棒駆動系の故障により生じ得るものである。
すなわち，沸騰水型原子炉では，制御棒を重力に逆らって下から上に水圧で挿入するという極めてユニークなスクラム装置となっているが，その制御棒駆動系統のうち特にスクラム・ディスチャージ・ボリュームに水が入っていると多数の制御棒で同時にスクラム失敗を生じる。


ｂこのような事故は，米国ブラウンズ・フェリー原発３号機において，１９８０年（昭和５５年）６月２８日，スクラム排出容器に水がたまり制御棒全体の半分の挿入に失敗して発生し，スクラム達成までに１４分０２秒もの長時間を要している（甲９の２８ないし３０頁。）
そして，我が国において，上記米国ブラウンズ・フェリー原発３号機の教訓を踏まえて，スクラム排出ヘッダーに水がたまらないようにするため，スクラム排出ヘッダーとスクラム排出容器が直接つながる一体化構造とされるようになったのは，１９８２年（昭和５７年）から１９８３年（昭和５８年）であり，それまでは，そのような知見もなく工事が実施されていなかった。
したがって，本件原子炉施設は，スクラム排出ヘッダーとスクラム排出容器は分離した状態であって，これに関する本件申請に添付の図面（制御棒駆動水圧系系統図。乙３の８－２０２頁）に照らしても，スクラム排出ヘッダーとスクラム排出容器を一体化しないことを前提とした施設であるから，その制御棒駆動系の信頼性は欠如している。
なお，福島第一原発１号機で１９７９年（昭和５４年）７月２０日に，また，島根原発２号機で平成７年１月３０日にそれぞれスクラム排出容器に水がたまった状態でもスクラム排出容器水位高のスクラム信号が出ない限り運転が継続されていたので，スクラム排出容器に水がたまった場合にスクラム機能に影響を与える事態が現実に存在している。
ｃしたがって，スクラム排出容器に水がたまった場合にスクラム機能に影響を与える点についての検討を欠くなどした本件安全審査は不合理である。
（被控訴人の主張）
ａスクラム排出ヘッダーとスクラム排出容器との具体的な接続方法は，詳細設計に関することであり，基本設計ないし基本的設計方針を審査する安全審査の対象とはならないことは明らかである。ｂ制御棒及び制御棒駆動系についての安全審査においては，(ａ)制御棒は，予想される運転時の異常な過渡変化を含む通常運転時，及び原子炉事故時に燃料被覆管破損限界を超えることなく炉心を臨界未満にすることができる。
(ｂ)制御棒の停止余裕は，昀大反応度価値を持つ制御棒１本を完全に炉心外に引き抜いた場合でも，冷温で炉心を臨界未満にすることができ，かつ臨界未満を維持できるようにすること。(ｃ)制御棒には落下速度リミッタを設け，自由落下速度を０．９５ｍ毎秒以下にする。
(ｄ)地盤における昀大加速度振幅が４５０Ｇａｌの地震動に対しても制御棒は確実に挿入できるようにする。
(ｅ)制御棒の昀大連続引抜速度は，制御棒引抜手順及び制御棒価値ミニマイザによる制御棒の昀大反応度価値の抑制とあいまって，運転員が原子炉出力を容易に制御できるような値にする。(ｆ)スクラム挿入速度は，全ストロークの９０％挿入で３．５秒以下にする。
という設計方針が妥当であることを確認している（乙２の８－３－２５ないし３３頁，乙３の８－９ないし１０頁，乙４の３０頁）ことで十分であり，本件安全審査の内容はこれに尽きるのであって，スクラムヘッダーとスクラム排出容器の具体的な接続方法は基本設計ないし基本的設計方針の審査対象とはならないことは明らかである。
ｃ控訴人らは，本件申請につきスクラム排出ヘッダーとスクラム排出容器とが一体化しないことを前提に安全審査が行われたと主張する。しかし，原子炉設置許可に係る申請書の記載方法については事業者に任されているのであり，そもそも指摘のあった図面については制御棒駆動水圧系の系統図すぎないものであり，機器の詳細な形状や寸法，配置を示したものでない点につき，その主張の前提を誤っている。
また，スクラムの際に制御棒が挿入されることにより排出される水は，スクラム排出ヘッダーからスクラム排出容器を通じて排出されることになるが，スクラム排出ヘッダーに水がたまっていると，制御棒を押し上げる力が弱くなる。そして，米国ブラウンズ・フェリー原子力発電所３号機において，制御棒が円滑に挿入されない事態が生じたのは，スクラム排出ヘッダーとその下流にあるスクラム排出容器を細い管で連結する構造となっていたので，水の流れが悪くなり，スクラム排出ヘッダーに水が残っていたためであり，スクラム排出容器に水がたまったことが原因ではない。
しかも，本件原子炉施設においては，スクラム排出ヘッダーとスクラム排出容器が直接つながる構造となっており，米国ブラウンズ・フェリー原子力発電所３号機において発生した事象が発生することは全く考えられない。
ｄさらに，スクラム排出容器の水位高により発生するスクラムは，運転中に，スクラム時の排水を受け入れるスクラム排出ヘッダーに水がたまってスクラム排出水を受け入れる容量がなくなり，スクラムが不可能となる状態を防ぐため，スクラム排出ヘッダー下流のスクラム排出容器の水位が高くなると自動的に原子炉をスクラムさせる設計となっているものである。
福島第一原発１号機，島根原発２号機のスクラム排出容器水位高のスクラムは，スクラム排出容器の水位が高くなったため，設計どおりに原子炉がスクラムしたものであり，控訴人らの主張する米国ブラウンズ・フェリー原子力発電所３号機で発生したスクラム排出容器に水がたまった事象とは異なるものである。これらの施設の運転時においてスクラム失敗を生ずるものではなく，控訴人らの主張には，その前提において誤りがある。
②スクラム失敗等と暴走事故について
（控訴人らの主張）
ａタービン・トリップによる暴走事故
(ａ)本件原子炉施設の早期炉心における過渡変化解析のうち，タービン・トリップ（タービン・バイパス弁作動）時（１０５％出力）の解析（乙３の１０－３６ないし３８頁，１０－７９頁）によれば，解析上（スクラム成功時）の昀大出力時刻は事故後０．７９秒（乙３の１０－３８頁の本文では約０．８秒後）時点である。
この解析では，タービン・トリップによりタービン主蒸気止め弁が閉鎖し，この１０％閉鎖でスクラムする（乙３の１０－３６頁。本件原子炉施設のタービン・トリップ時は，事故後０．７）９秒後において，マイナス１．００ドルのスクラム反応度が補償されることを前提として，昀大出力時刻となっているから，上記解析における正の反応度投入は１．００ドルを超える。このように大きな正の反応度投入（１ドル以上）がある場合，本件原子炉施設のタービン・トリップ時（１０５％出力）の事故後０．７９秒後時点の全反応度はプラス１．００ドルである。
そして，この時点でスクラムに失敗していれば，全反応度はスクラムにより加えられるはずのマイナス１．００ドルがなくなるので，プラス２．００ドルになる。
このタービン・トリップ時（１０５％出力）の事故後０．７９秒時点の逆炉周期は，中性子平均寿命が４３マイクロ秒（乙２の８－３－３６頁，乙３の８－１６９頁，遅発中性子割合を０．）
００６（標準的な数値）として，
（２．００－１）÷（４３×１０÷０．００６）＝１３９．５
－６


となる。つまりこの時点の原子炉周期は１３９．５分の１秒，すなわち０．００７２秒である。
さらに，この正の反応度投入はタービン主蒸気止め弁閉による原子炉圧力の上昇による炉心のボイド減少に起因するところ，原子力圧力は事故後０．７９秒時点以後も上昇を続けており，特に１．２５秒時点までは極めて急激な上昇を続けているのであるから，０．７９秒時点以後も更に正の反応度が投入される危険がある。
したがって，本件原子炉施設においては，タービン・トリップ時（１０５％出力）に事故後０．７９秒時点でスクラムに失敗していれば，全反応度は暴走事故を引き起こすに十分な数値となる。(ｂ)上記０．７９秒時点の全反応度２．００ドルは，タービン主蒸気止め弁閉による原子炉圧力上昇に伴う炉心のボイド減少による正の反応度投入と直ちに生じるドップラー効果による負の反応度補償の合計である。
そして，事故後０．７９秒時点までに原子炉蒸気流量は定格の１０５％から５２．０％に減少しており，かつその時刻付近では急激な変動はない。原子炉蒸気流量は，炉心で発生した蒸気泡の総和であるから，炉心の冷却材流量（速度）が変化しなければ，炉心のボイド率と比例すると考え，炉心のボイド率も定格の１０５％から５２．０％に減少したものと想定すると，本件原子炉施設の定格運転時の炉心平均ボイド率は４２．０％とされるので，炉心平均ボイド率は４４．１％から２１．８％に減少したことになる。炉心平均ボイド率は４４．１％から２１．８％に減少した場合に投入される正の反応度は，反応度ボイド係数の曲線（この場合ほぼ直線）を変化前から変化後まで積分すると，
（１４．１６×１０＋１０．９２×１０）×１／２×（４４．－４－４
１－２１．８）＝２７９．６×１０
－４
となる。このボイド率減少による正の反応度０．０２７９６は，遅発中性子割合を０．００６とすると４．６６ドルに相当する。このような正の反応度投入があった場合，昀大出力時刻までの補償反応度は，スクラムがない以上，ドップラー効果だけであり，かつ断熱状態とみなし得るので，本件原子炉施設におけるタービン・トリップ時（１０５％出力）に１秒程度のスクラム遅れが生じた場合の昀大出力時刻まではドップラー効果により上記ボイド率減少による投入反応度マイナス１ドルの反応度が補償されることになる。したがって，この場合には昀大出力時刻までにマイナス０．０２１９６（３．６６ドル）のドップラー効果による反応度補償が生じなければならない。そして，想定したドップラー反応度係数によりドップラー効果による補償反応度がマイナス０．０２１９６なる燃料棒平均温度は２１９５℃となる。
そして，二酸化ウランペレットの熱容量は，６００℃から２２００℃までは３６０Ｊ／㎏℃とされる（甲２３９。熱容量は比）熱×質量であるから，これを１ｇ当たりの比熱にして熱量の単位をカロリー（１Ｊ＝０．２３９カロリー）にすると，０．０８６ｃａｌ／ｇ℃となる。
したがって，燃料棒を０℃から２１９５℃に温度上昇させる発熱量は１８８．７７ｃａｌ／ｇ（６５０℃からの上昇分は１３２．８７ｃａｌ／ｇ）である。
(ｃ)昀大出力時刻後の出力変動を昀大出力時刻前と対称形とみなすと，本件原子炉施設におけるタービン・トリップ時（１０５％出力）に１秒程度スクラム遅れが生じた場合の燃料棒の総発熱量の平均値は３２１．６４ｃａｌ／ｇとなる。これは，十分に燃料棒破裂・水蒸気爆発を生じ得る値である。
さらに，本件原子炉施設では燃料集合体内の局所ピーキング係数で１．２４が想定されているから（乙３の８－１６４頁，発）熱量のピーク箇所は平均値の２．４３倍となり得る。そして，東京電力が提出した計算上もピーキング係数を無視して半径方向と軸方向だけを組み合わせたピーキング係数（グロスピーキング係数）は１．５を大幅に上回り，１１０００ＭＷｄ／ｔでは平均値の１．７９倍である（乙３の８－３９４頁。この場合の発熱量）の昀高値は平均値の１．７９倍で５７５．７４ｃａｌ／ｇとなる。なお，後記のチェルノブイル事故の昀大燃料エンタルピ（総発熱量）は３００ないし４００ｃａｌ／ｇであるから（乙５１の３３頁，本件原子炉施設でタービン・トリップ時（１０５％出）力）に１秒程度のスクラム遅れが生じた場合には，チェルノブイル事故以上の破局的な暴走事故に至る危険がある。
(ｄ)ところで，タービン・トリップ時にタービン・バイパス弁も作動しないと事故は更に破局的なものとなる。
東京電力の本件申請に係る解析上スクラム成功時の昀大出力時刻は事故後０．８６秒，この時点のスクラム信号経過時間は０．７９秒，この時点のスクラムによる投入反応度は１ドル強であり，１秒程度のスクラム遅れが生じた場合の事故後０．８６秒時点での全反応度は２ドル強である。この場合ボイド率が４４．１％から１４．５％まで減少したとして，ボイド減少による投入反応度は０．０３５４１（遅発中性子割合を０．００６とすると５．９ドル）となる。そして，１秒程度のスクラム遅れがあるときの昀大出力時刻までのドップラー効果による補償反応度は０．０２９４１必要であり，それに相応する燃料棒平均温度は約２８８８℃であって，０℃からの発熱量は２４８．３７ｃａｌ／ｇである。この場合の総発熱量の平均値は４４０．８４ｃａｌ／ｇとなり，十分に燃料棒破裂・水蒸気爆発に至る数字である。さらに，燃料発熱量の昀高値は，上記平均値の１．７９倍で７８９．１０ｃａｌ／ｇとなり，完全に燃料棒破裂・水蒸気爆発に達する。このような数値からすると，本件原子炉施設でタービン・トリップ時にタービン・バイパス弁不作動の場合，１秒間全く制御棒が挿入されない場合のみならず，相当程度の数の制御棒が挿入された場合でも一部の制御棒の挿入失敗で暴走事故に至る危険がある。
(ｅ)原子力発電所では，タービン系統などの異常からタービンを守るため，極めて多種の極軽微な異常でも瞬時にタービンを自動的に停止し（タービン・トリップ，主蒸気止め弁閉鎖が生じる）ように設計されている。


本件原子炉施設のタービン・トリップは，タービン過速度（スピードオーバー，復水器真空度低下，タービンスラスト軸受摩）耗，タービン軸振動大，電気事故（発電機トリップ等，タービ）ンに送られる蒸気中の水分上昇等のほか，タービン制御油圧低，主油ポンプ（タービン主軸ポンプ）吐出圧力低，湿分分離器水位高により発生する。
そして，タービン・トリップは，原子力発電所で想定される異常状態（過渡現象）の中でも比較的発生頻度の高いものである。我が国のこれまでの事故例に照らすと，本件原子炉施設の運転時間が４０年と想定されているので，その間に少なくとも４回のタービン・トリップ，８回程度のタービン・トリップないしそれと同視し得る事態が生じることが現実的に想定される。
ｂ制御棒挿入失敗による暴走事故
(ａ)本件原子炉施設において，再循環系配管１本の完全破断が生じた場合，破断の生じた再循環系から冷却材が急激に流出し，炉心での冷却材（減速材）流量も急激に減少し，事故後約８．７秒で炉心シュラウド外側（いわゆるダウンカマ部）の水位がジェット・ポンプ・ノズルの位置まで下がり，炉心での冷却材流量が急激に減少し，ほとんどゼロになる。さらに，炉心シュラウド外側の水位が下がって再循環ポンプ吸込口の位置まで下がると冷却材の上にたまっていた蒸気が破断口から流出して原子炉圧力が急激に低下し，圧力容器の下部プレナム部で減圧沸騰が生じて，下部プレナムの冷却材が炉心部に押し上げられる（下部プレナム部のフラッシング。）
本件原子炉施設の場合，事故後約１２秒後の時点で下部プレナム水のフラッシングが生じるとされており（乙２の１０－３－３２頁，０．２秒足らずの間に炉心流量がゼロから定格の６０％）まで急上昇している。
(ｂ)この再循環系配管の完全破断の際の下部プレナム部のフラッシングの際には，炉心の減速材が急増するため，本件原子炉施設のような沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）では大きな正の反応度が投入される。この時点で原子炉がスクラムしていない場合はもちろんのこと，制御棒２本程度の挿入失敗があっただけでも暴走事故に至る危険がある。
ｃ再循環流量制御系の誤動作による暴走事故
(ａ)本件申請に係る本件原子炉施設の再循環流量制御系の誤作動については，過渡変化前，定格出力の６８％，定格流量の５０％で比較的長時間安定して運転していた場合について解析されている。
(ｂ)本件原子炉施設の現在の設計において，再循環流量制御系の誤作動時に過渡変化後２秒時点でスクラム反応度が加えられていない場合（１秒強のスクラム遅れに相当，流量増加率が毎秒１）１％の場合，燃料棒のピーク部の発熱量は約３３０．５８ｃａｌ／ｇとなって水蒸気爆発が生じ，また，流量増加率が毎秒１８％の場合は，燃料棒のピーク部の発熱量は約５３６．３７ｃａｌ／ｇとなって破局的な水蒸気爆発が発生する。
なお，上記ａのとおりチェルノブイル事故の昀大燃料エンタルピ（総発熱量）は３００ないし４００ｃａｌ／ｇであるから，本件原子炉施設で再循環流量制御系の誤作動による過渡変化によりチェルノブイル事故と同等ないしそれを超える事態に至る危険がある。
ｄしたがって，スクラム失敗等を想定していない本件安全審査は，看過し難い過誤，欠落がある。
（被控訴人の主張）
ａ本件安全審査においては，本件原子炉の制御棒及び同駆動系については，各制御棒及び同駆動系ごとにアキュムレータが設けられること，原子炉のスクラム（緊急停止）時にすべての制御棒駆動系から排出される水を貯えるスクラム排出ヘッダー及びスクラム排出容器が設けられること等から，十分なスクラム信頼性を有している。すなわち，本件原子炉施設におけるスクラム（緊急停止）装置は，多重性，独立性，試験可能性などの観点から，確実に所期の機能を発揮し，信頼性が確保されるものと判断されており，解析に当たり想定された事象の発生に加えて，本件原子炉が所期のスクラムに失敗するような事態までを考える合理性はない。
したがって，多重性，独立性，試験可能性などの観点から，確実に所期の機能を発揮し，信頼性が確保されるものと判断されたスクラム（緊急停止）装置が，機器等の故障によって正常に作動しないものとして，過度のスクラム遅れ（又はスクラム失敗）を仮定すべき必要性はなく，また，その合理性もないというべきであり，控訴人らの上記主張は失当である。
ｂ控訴人らの主張するタービン・トリップは，本件安全審査においては「主蒸気系の過渡変化」の一つとして想定され解析された。この過渡変化においては，タービン主蒸気止め弁が閉鎖すれば，主蒸気の遮断により原子炉圧力が上昇し，ボイド（気泡）がつぶれることによる正の反応度投入によって中性子束は増加する。しかし，タービン主蒸気止め弁閉スクラムによる負の反応度投入によって中性子束の増加が抑えられ，また，逃がし安全弁の作動によって圧力上昇が抑制され，事象は収束する。この過渡変化の解析に当たっては，評価結果を厳しくするため，定格出力の約１０５％での運転を仮定し，また，タービン・バイパス弁が作動しないと仮定するなどの前提条件を設定した。
その解析評価によれば，高出力運転中のタービン・トリップ時においても昀小限界出力比が許容限界値を下回ることはないこと，また，表面熱流束の昀大値は定格値の１０８％にとどまり，燃料の線出力密度は燃料被覆管の１％円周方向塑性歪に対応する線出力密度を下回っていること，原子炉冷却材圧力バウンダリの昀高圧力が，本件原子炉冷却材圧力バウンダリの昀高使用圧力を超えることはないとされていることなどから，燃料被覆管及び原子炉冷却材圧力バウンダリ等の健全性は保持されるとの評価結果は，妥当なものと判断された。


なお，タービン・トリップが生じた場合でも，炉心部分では熱供給が続いているから，ボイドは発生し続けており，ボイドの発生に応じて炉内の圧力が上昇して（発生した蒸気の行き場所がなくなっ），ているため，炉内のボイドが圧縮されるにすぎない。したがって発生した蒸気が行き場所がなくなると体積が大幅に減少するかのごとく説明する控訴人らの主張，及び原子炉蒸気流量の減少がボイドの減少と比例関係にあるとする控訴人らの主張は誤りである。また，タービン・トリップが生じた場合，まず圧力の上昇によるボイドの減少が生じ，次いで正の反応度投入により熱発生が増加し，この熱発生の増加によってボイドが増加して，このボイドの増加によって圧力が上昇し，再び圧力の上昇によるボイドの減少が生じるという過程を時々刻々と繰り返し進行するものであり，しかも，タービン・トリップ時における原子炉圧力の解析図（乙３の１０－７９ないし８０頁，１０－９４ないし９５頁）から明らかなように，圧力がピークに達するまでには２秒程度の時間を要している。このように，進行する事象の一部始終を時々刻々と解析すれば，全反応度が１ドルを超えて超即発臨界に至ることはなく，暴走事故が発生することはない。
ｃ控訴人らの主張する再循環流量制御系の誤動作は，本件安全審査においては「再循環流量制御器誤作動－流量増加要求」として，，想定されて解析された。
この過渡変化においては，炉心流量の増加に伴いボイドが減少し，中性子束が増加して出力も増加するが，中性子束の増大により，中性子束高スクラム信号が発生して，原子炉はスクラムし，事象は収束する。過渡変化の解析に当たっては，評価結果を厳しくするため，原子炉は自動流量制御範囲の下限で運転中であり，主制御器の誤作動により昀大となる毎秒１１％の流量増加率の増加要求信号が発生した場合であると仮定するなどの前提条件を設定した。解析評価によれば，再循環流量制御系の誤動作時においても，昀小限界出力比は許容限界値を下回ることはないこと，表面熱流束は定格値の約８０％にとどまること，また，原子炉圧力はわずかに上昇するにとどまり，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，昀高使用圧力を大きく下回るとされていることから，燃料被覆管及び原子炉冷却材圧力バウンダリ等の健全性を保持するとの評価結果は妥当なものと判断された。
③タービン・トリップ発生時のスクラム遅れについて
（控訴人らの主張）
ａ上記①ａの控訴人らの主張のとおり，タービン・トリップ発生時のスクラム遅れは１秒程度を想定すべきである。
およそどれほど緻密に設計した機器においても，具体的な設計過程，施工，保守管理を見通してなおかつ，わずか１秒程度の作動遅れが絶対にあり得ないなどという想定は非現実的である。ｂしかし，本件安全審査においては，タービン・トリップ発生時の１秒程度のスクラム遅れを全く想定していない上，これにより破局的な暴走事故に至ることを見逃している。
したがって，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，原子炉停止系等の基本設計ないし基本的設計方針の安全審査に係る過渡解析の解析条件の一つである。したがって，それは，安全審査に係る過渡解析の意義及び目的に適するように仮定されなければならない。過渡解析の目的は，安全保護系，原子炉停止系等の，主として異常影響緩和系に属する構築物，系統及び機器について，異常状態においても安全確保の観点から所定の機能を果たし得ることを確認することにある。スクラムが正常に作動することを前提としてこれを行わなければ，所定の機能の確保の確認はできないのである。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いて解析条件とすべきであるのは，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となる。このような前提で解析条件として考慮されるものをスクラム遅れ時間と称している。ｂ本件安全審査に係る過渡解析は，本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性の審査の一環として行われるものである。そして，スクラム遅れ時間の長さは，機器又は回路の応答においてその仕様上技術的に生じ得る所要時間を，基本設計ないし基本的設計方針の審査の評価条件として合理的に仮定する必要があり，かつ，そうすることで足りる。
そして，タービン・トリップ時の安全保護系を構成する回路は，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。
したがって，控訴人らの主張する時間は，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というスクラム遅れ時間の性質上，全く現実的，合理的でなく，このようなものを設計上見込む必要のないことは明白であって，控訴人らの主張は独自の見解に立つものであり，それ自体失当である。
④スクラム信号系について
（控訴人らの主張）
ａ本件原子炉施設では，スクラム信号系の故障に対し，いわゆる１outof２×２（ワン・アウトオブ・トゥ・トゥワィス）方式を採用し，１種類の信号につき４つの検知器及び検出回路を設け，それを二つのチャンネルに分け，双方のチャンネルで一つ以上の信号が同時に出たときにスクラム信号となる。したがって，同一のチャンネルに属する二つの検知器ないし検出回路が故障すれば，他の二つが健全であってもスクラム信号は出ない。
そして，検知器の感度が鈍る方向の故障は通常状態のまま不作動となるから，故障してすぐ発見されるのではなく，その検知器の信号が出るべき異常が生ずるか，スクラム回路の検査が行われるまで発見されない。したがって，運転員が気付かない状態で故障が重畳することがあり得る。
また，スクラム信号系は回路の切断（非励磁状態化）により生じるからフェイル・セイフとされるが，実際にはトリップ・ブレーカーが積極的に作動してはじめてスクラム信号が出る仕組になっているため，トリップ・ブレーカーの固着により，検知器が異常を検知してもスクラム信号が出ない事態が生じ得る（甲９の３０ないし３１頁。この場合も，固着は通常状態のまま動かなくなるので，当）該トリップ・ブレーカーが作動すべき異常が生ずるかスクラム回路の検査が行われるまで発見されないこととなり，このような事故は米国で現に発生している。
ｂ本件安全審査においては，冷却材喪失事故と同時に外部電源喪失を想定するため事故と同時に原子炉が緊急停止することを前提としているが，実際の冷却材喪失事故の場合，破断と同時に緊急停止信号が出ることはあり得ない。冷却材喪失事故に対応する緊急停止信号は「ドライウェル圧力高」と「原子炉水位低」であるところ，原子炉水位は事故後約３０秒時点まで低下しないとされているので（乙２の１０－３－３２頁，１０－３－７６頁，下部プレナム水）フラッシングの時点では「原子炉水位低」の信号は出ない。したがって，この場合「ドライウェル圧力高」信号以外には緊急停止信号はない。


この「ドライウェル圧力高」信号の検知器４つのうち二つで不具合を生じれば（ワン・アウトオブ・トゥ・トゥワィス方式なので，一方のチャンネルに属する二つの検知器が故障すれば他の二つの検知器が健全でも緊急停止信号は出ない，緊急停止せずに下部プ。）レナム水フラッシングを迎え暴走事故に至る危険がある。そして，検知器が健全でもトリップ・ブレーカーが固着した場合には，緊急停止せず，下部プレナム水フラッシングを迎え暴走事故に至る可能性がある。
ｃ本件安全審査においては，冷却材喪失事故を解析するに当たり，上記のとおり暴走事故に至る可能性を看過するとともに，再循環系配管完全破断時に「ドライウェル圧力高」の検知器ないしトリップ・ブレーカーの故障や制御棒駆動系の故障を想定した解析を行わなかった本件申請をそのまま容認した点で看過し難い過誤・欠落がある。とりわけ，何らのスクラム遅れも，昀大制御棒価値の制御棒１本の不挿入も前提にしなかったことは，現在の安全評価審査指針（甲３３，乙９４）Ⅱ５．２(6)に反するものであり，現在の科学技術水準から見て明らかに不合理である。
（被控訴人の反論）
ａ本件原子炉施設の検知器及び検出回路に関する安全保護系は，一つのチャンネル中に２組の検知器及び検出回路が設けられるという多重性と，これらのうちいずれかの機器が故障した際に他の機器には影響を与えないという独立性を備えた高い信頼性を有する設計が要求され，これが確認されているものであり，一つの機器の単一故障を超えて，工学的及び専門技術的に不合理な条件である同一チャンネル内の二つの検出器や検出回路の同時故障を考慮する必要がないことは，合理的判断に基づいて設定された安全設計審査指針の安全保護系に対する単一故障の要求事項からも明らかであり，控訴人らの主張は，その前提において誤りがある。
ｂチャンネル・トリップ，あるいは原子炉スクラムに関連する継電器の接点の焼損又は溶着など「フェイル・セイフ」に反する方向の故障については，本件原子炉施設においては各継電器の接点を流れる電流が当該継電器の許容する定格の５０％以下になるように裕度を見込んで設計することによって，その発生を防止している。また，論理回路の継電器接点はすべて直列につながれているので，複数の継電器のうち１個でも非励磁の状態（回路の切断状態）になれば，その継電器が属している論理回路の主トリップ継電器の電源は喪失することになる。主トリップ継電器の接点は，各ソレノイド・グループ回路毎に二つずつ直列につないでいることから，仮に継電器接点が一つ故障した場合でも，スクラム動作を妨げないようにしている。
そして，単一故障を考慮しても主トリップ継電器の固着によりスクラム信号の発信に不都合が生ずる事態は想定できない。なお，控訴人らが米国で発生したと主張するトリップ・ブレーカーは，本件原子炉とは型式の異なる加圧水型軽水炉のトリップ・ブレーカーであって，本件原子炉施設の主トリップ継電器とは全く異なるものであり，控訴人らの主張には根拠がない。
ｃ緊急停止（スクラム）系を作動させる安全保護系は，次の方針を満足させるよう設計されている。
(ａ)多重性と独立性とを有する設計とし，実際に起こると考えられるいかなる単一故障によっても，その安全保護機能が妨げられないようにする。
(ｂ)系の遮断，駆動源の喪失においても，安全上許容される状態になるようにする（フェイル・セイフ。）
(ｃ)通常運転においても，定期的に機能試験を行うことができるようにする。
具体的には，原子炉緊急停止系は，二重チャンネル，継電器方式の構成で，論理回路及びスクラム・パイロット弁のソレノイドを制御する主トリップ継電器には，特に高信頼度の継電器を用いている。そして，チャンネル・トリップ又は原子炉スクラムに関連する継電器は，運転中はすべて励磁状態にあり，一つ以上の継電器が非励磁状態になると，その継電器が属しているチャンネルはトリップとなる。
したがって，電源の喪失，コイルの断線及び短絡又は配線の断線等の継電器の故障の大部分は，継電器自体を非励磁状態に戻し，チャンネル・トリップになるように働くので，このような回路構成は，大部分の故障条件に対して「フェイル・セイフ」となる。なお，緊急停止信号が発生する「原子炉水位低（レベル３」は）シュラウドより高い位置に設定されており，実際には配管破断後に水位が「原子炉水位低（レベル３」に達して，原子炉水位低によ）る緊急停止信号が発生し，その後シュラウド外の水位が再循環ポンプ吸込口レベルまで達した時点で下部プレナム水フラッシングが発生するので，控訴人らの主張は失当である。
(エ)ＥＣＣＳ（非常用炉心冷却系）について
①非常用炉心冷却系の流量を定格流量とすることについて
（控訴人らの主張）
ａ本件安全審査においては，緊急炉心冷却系のうち故障を想定するもの以外はすべて定格流量の冷却水を注入できるという前提で解析している。
しかし，実際の緊急炉心冷却系の作動例では，美浜原発２号機の平成３年２月９日の蒸気発生器伝熱管破断事象で高圧系の流入量が想定以下であった指摘があるほか，福島第一原発２号機の平成４年９月２９日の全給水流量喪失事象では高圧注水系が定期的にほとんど注入されない状態となるように，緊急炉心冷却系が定格流量どおりに注水することを想定するのは現実的ではない。
ｂしたがって，非常用炉心冷却系の流量を定格流量を前提にした本件安全審査は不合理である。
（被控訴人の主張）
ａＥＣＣＳとは，配管等の破断による原子炉冷却材喪失時に，燃料被覆管の重大な損傷を防止するに十分な量の冷却水を炉心に注入し，その冷却可能な形状を維持しつつ，炉心を冷却し，もって放射性核分裂生成物の周辺への放出を抑制するよう設計された設備をいう。本件安全審査においては，本件原子炉施設のＥＣＣＳについて，そ
の基本設計ないし基本的設計方針が，
(ａ)想定される配管破断等による原子炉冷却材喪失に対して，燃料及び燃料被覆管の重大な損傷を防止でき，かつ，燃料被覆の金属と水との反応を十分小さな量に制限できる設計であること(ｂ)非常用所内電源系のみの運転下で単一故障を仮定しても，系統の安全機能が達成できるように，独立性を有する設計であること(ｃ)定期的に試験及び検査ができるとともに，その健全性及び多重性の維持を確認するため，独立に各系の試験及び検査ができる設
計であること


などが確認された結果（乙３の８－１００ないし１０１頁，本件原）子炉施設のＥＣＣＳは，確実に所期の機能を発揮し，信頼性が確保されるものと判断された（乙４の３２ないし３３頁。）ｂ美浜原発２号機において平成３年２月９日に発生した蒸気発生器伝熱管損傷事象については，再現解析の結果によって，ＥＣＣＳは設計どおりに作動し，炉心の冠水は維持され，炉心の健全性に影響はなかったことが確認されており，さらに，同事象の発生後に念のため行われた燃料集合体シッピング検査の結果からも，燃料集合体に異常は認められていないのである。したがって，同事象においてはＥＣＣＳが十分な流量確保の機能を発揮したことは明らかである。また，福島第一原発２号機の平成４年９月２９日の全給水流量喪失事象については，ＥＣＣＳの高圧炉心注入系の作動に際して，流量に振れがみられるものの，定格流量が確保されており，ＥＣＣＳは期待どおりに作動している。
②高圧炉心スプレイ系の故障について
（控訴人らの主張）
ａ本件安全審査では，高圧炉心スプレイ系の故障の原因につき高圧炉心スプレイ系に電源を供給する非常用ディーゼル発電機の故障においている。
しかし，近時の異常事象・事故である高圧炉心スプレイ系の故障による中小破断ＬＯＣＡを想定して本件安全審査をすべきであった。すなわち，日本原子力発電東海第二原子力発電所において，平成１１年５月，定期検査中に低圧炉心スプレイ系注入弁の弁棒の破断が発見された。このように弁棒が破断した場合，弁体は弁棒をいくら動かしても動かないから注入弁を開放することは，弁棒を取り替えない限りは不可能である。そして，ＥＣＣＳの注入弁は通常時閉鎖されていて動かさないのであるから，この故障が発生しても定期検査で弁の点検をするまで分からないので，他の故障と重畳する危険性が高い。しかも，このような故障が高圧炉心スプレイ系で起こった場合，高圧炉心スプレイ系は１系統しかなく，注入弁も一つだけであるから，注入弁が開放不能となれば，高圧炉心スプレイ系が全く機能しないこととなる。
このような故障が現実に発生していることからすれば，高圧炉心スプレイ系が全く機能しないという事態は十分にあり得るものとして想定すべきであった。
ｂしたがって，現実的ではない高圧炉心スプレイ系の故障を前提にした本件安全審査は不合理である。
（被控訴人の主張）
ａ本件安全審査において，高圧炉心スプレイ系に給電するディーゼル発電機の故障を想定しているのであって，この想定は高圧炉心スプレイ系が全く機能しない事態も必然的に包含するのであるから，控訴人らの主張は，前提において誤りがある。
ｂ控訴人らの主張に係る日本原子力発電東海第二原子力発電所の事象は，定期検査時の弁点検作業時の施工不良が作業後の作動試験で発見されたものであり，控訴人らが主張するように次の定期点検までの期間故障状態が続くことは，合理的に想定できるものではない。
③自動減圧系の不作動の可能性について
（控訴人らの主張）
ａ上記(ア)③ｂの控訴人らの主張に係る敦賀２号機の冷却材漏洩事象は，現在の原子力発電所の設計において行われている疲労解析のレベルがなお低いことが明らかとなっているので，少なくとも，再生熱交換器のような熱疲労が厳しい配管の疲労解析が十分でないことを想定しなければならない。本件原子炉においては，冷却材浄化系と残留熱除去系の再生熱交換器は格納容器の外側にあるため，これらの配管から冷却材が漏洩した場合，冷却材は格納容器（ドライウェル）内には流出しないから，ドライウェル圧力は上昇せず，原子炉水位低とドライウェル圧力高の両方の信号が出て初めて起動する自動減圧系は永久に作動しない。
もちろん，冷却材浄化系，残留熱除去系の配管の格納容器貫通部には隔離弁が設けられており，理論的にはＬＯＣＡ時には隔離弁が閉鎖されることによってこれらの系統からの漏洩自体が止まることになっている。しかし，冷却材浄化系と残留熱除去系の離隔弁は原子炉水位低信号ではなく「過流量状態を検出し」自動閉止することになっている。上記敦賀２号機の冷却材漏洩事象と同様に，破断口が小さく，漏洩速度が遅い場合，過流量と検知されずに離隔弁が閉鎖しないという事態が考えられ，この場合には漏洩場所の発見に時間がかかり，運転員による離隔弁の速やかな手動閉鎖が期待できない。とすれば，再生熱交換器の配管の貫通亀裂から小破断ＬＯＣＡとなり，長期間にわたり漏洩が続き（結局冷却材が喪失し）その間自動減圧系が作動しないという事態があり得ることを想定すべきであった。
ｂしたがって，自動減圧系の不作動の可能性を前提にしなかった本件安全審査は不合理である。
（被控訴人の主張）
ａ再生熱交換器の具体的詳細な構造は，機器の詳細設計ないし施工管理の段階に属する事項であって，基本設計ないし基本的設計方針の妥当性を判断する安全審査の対象外の事象である。
ｂ控訴人らの主張に係る冷却材浄化系と残留熱除去系の隔離弁は，原子炉水位低信号又は過流量状態での検出のいずれかで自動閉止するので，万一にも冷却材補給機能が働かず，水位の低下が発生，継続した場合には，原子炉水位低信号により自動閉止する。この隔離弁が自動閉止する水位は自動減圧系が作動する水位より高いため，自動減圧系の作動が必要になる水位まで低下する前に自動閉止しており「長時間にわたり漏洩が続き，自動減圧系が作動しない」事，態は生じ得ない。
ｃ敦賀２号機の事象が発生した内筒付き再生熱交換器は，本件原子炉施設には存在しないものである。当該事象は，敦賀２号機の再生熱交換器が内筒を有する構造であるため，機器内の水温変動による高サイクル熱疲労により配管に亀裂が生じ，更にそれが進展したものであるから，控訴人らの主張は根拠がない。
なお，上記(ア)③ｂの被控訴人の主張のとおり，控訴人らは敦賀２号機の冷却材漏洩事象を中小破断の冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）であるかのように主張するが，その流出量が通常運転時に使用される補給水系にて補給できる範囲であり，ＥＣＣＳの作動が必要となるほどの漏洩ではなく，事故解析で想定すべき冷却材喪失事故には至らない。
④低圧炉心注入系の注入量減少について
（控訴人らの主張）


ａ中小破断ＬＯＣＡにおいて完全に作動することが期待されている低圧注水系は，残留熱除去系の一つのモードであり，低圧注水系として作動する場合にも残留熱除去系の配管を経由して，一部は残留熱除去系の熱交換器を経由して炉心に注水するのであるから，残留熱除去系の再生熱交換器の配管の損傷が発生した場合，ＥＣＣＳの一つである低圧注水系の冷却材注入量は減少することとなる。また，同様に，熱交換器部分に限らず残留熱除去系の配管の一部が応力腐食割れ等により破断した場合も同じである。
ｂしたがって，低圧炉心注入系の注入量減少を前提にしなかった本件安全審査は不合理である。
（被控訴人の主張）
控訴人らは，低圧注水系は中小破断ＬＯＣＡにおいて完全に作動することが期待されていると主張するが，そもそも中小破断事故解析においては，単一故障として，炉心冷却の観点から昀も影響の大きい高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の故障を仮定すれば足りるのであって，より影響が少ない低圧注水系には故障を仮定する必要がない。そして，控訴人らは，これを看過した上，ＥＣＣＳのうち炉心冷却の観点から影響の小さい低圧注水系についても故障を仮定するべきであると主張しているものであり，これは中小破断ＬＯＣＡ解析の内容を正解しないものであって，その主張の前提において誤りがある。⑤非常用ディーゼル発電機の冷却水漏洩事象について
（控訴人らの主張）
ａ本件原子炉施設において，昭和６２年８月１７日，非常用ディーゼル発電機Ａ号機ディーゼル機関からの冷却水の漏洩が発生した。すなわち，定格出力運転中における非常用ディーゼル発電機Ａ号機の定例試験において，№１０気筒のシリンダーヘッド部の空気抜き金具付近から漏水が発見されたため，ディーゼル発電機Ｂ号機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を起動し，冷却水を漏洩していたＡ号機を待機除外とした。
点検結果により，№１１気筒のシリンダーヘッドに小さな穴（欠陥）が発生し，漏洩した冷却水が，№１１気筒の排気管にたまり，起動時に圧力の関係でガスケット及びリングがはみ出して装着され，水漏れが発生したと推定された。
この対策として，異常が発生したシリンダーの部品を交換し，発錆が認められた排気管内面は手入れを実施し，他の気筒についても点検した。そして，欠陥発生の原因と思われる加工形状（キリ穴部の曲がり）を一部変更し，曲がりが発生しにくい加工形状とした。なお，非常用ディーゼル発電機は，非常用炉心冷却系の重要な機器の一部を構成し，冷却材喪失事故時には直ちに自動起動しなければならない機器であり，上記水漏れの発見が遅れた場合には，非常用炉心冷却系の必要な際にディーゼル発電機の不具合に発展し，昀悪の場合には発電機の不作動の可能性も考えられた。
ｂ現実に非常用ディーゼル発電機の不作動につながりかねない欠陥に関する設計は，本来安全審査で審査されるべきであったので，本件安全審査には欠落がある。
（被控訴人の主張）
ａ控訴人らが指摘する事象は，ディーゼル機関製造時の空気抜き穴加工時に部品が曲がって加工されたことが原因である。これは施工管理に属する事項であって，本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る事項ではないから，本件安全審査の合理性に対し何ら影響を与えるものではない。
ｂ本件安全審査においては，非常用ディーゼル発電機を含む非常用電源設備について，外部電源喪失と機器の単一故障を仮定しても，安全上重要かつ必須の設備が所定の機能を果たすための十分な電力）。を供給できる能力を有することが確認されている（乙４の３３頁
(オ)ポンプ，弁の健全性について
①原子炉再循環ポンプメカニカルシールの不具合について
（控訴人らの主張）
ａ本件原子炉施設において，平成４年１２月１８日，再循環ポンプ（Ｂ）メカニカルシールの不具合に伴う原子炉手動停止が行われた（再循環ポンプの不安定な作動事象。）
すなわち，定格出力運転中の同年７月７日，再循環ポンプ（Ｂ）の第二段シールキャビティ圧力に変動が生じ，監視を強化していたところ，同年９月２日，通常値より高い値で沈静化した。しかし，同年９月２４日，再び圧力変動が発生し，ドライウェル低電導度廃液サンプ出口流量が短期に微増，同年１０月下旬から当該圧力が低下傾向を示し，上記流量も微増したため，メカニカルシール取替のため手動停止し，出力降下中に「再循環ポンプＢシール漏洩大」の警報が発生した。
その要因の調査の結果，回転リングに２本のひび割れがあり，その原因は微細な異物の進入によるものと推定された。当該対策として，メカニカルシールを取り替え，異物混入の可能性を低減するため，工具類と作業場所の清掃を行った後据え付けを実施し，更にメカニカルシールテスタ及び制御棒駆動系フィルタについても清掃を実施した。
ｂ再循環ポンプが炉心の昀重要機器であり，ここでの故障は循環している冷却材（軽水）の温度管理，ひいては原子炉内の核分裂そのものを左右しかねない。このような重要機器の一部における圧力数値が不安定な変動を見せていたにもかかわらず，事業者は約５か月にわたり，運転を継続したまま，十分な点検をせず，したがって，メカニカルシールを構成するリングの一部にひび割れが発生していることも発見できなかった。上記ひび割れ２箇所は，いずれも貫通寸前の状態にあり，メカニカルシール取り替えの決断が遅れれば，リング自体が真っ二つに割れていたことが十分考えられる事態であり，しかもこのリングの材質はチタンカーバイトであって「微細な異物」にさえ結果として耐えられない材質であり，現在もそうである。
ｃしたがって，微細な異物にさえ耐えられないチタンカーバイトを再循環ポンプの回転リングに用いることを見逃し，このような材質で運転継続を前提にした再循環ポンプの審査を怠った本件安全審査は不合理である。
（被控訴人の主張）
ａ控訴人らの主張の再循環ポンプの不安定な作動事象は，原子炉再循環ポンプのメカニカルシール部の圧力が変動したため，状況を監視しながら運転を継続し，その後シール機能低下の兆しがみられたため当該メカニカルシールを交換したものであり，その機能低下の原因は微細な異物がシール部に入り込んだものと推定された（甲３４９。これは，運転管理に起因する事項であり，本件原子炉施設）の基本設計ないし基本的設計方針に係る事項ではないから，本件安全審査の合理性を何ら左右するものではない。
ｂ当該事象は，原子力発電所の不具合等に関する国際原子力事象評価尺度に照らすと尺度以下に位置づけられる０レベルのなかでも特に安全に影響を与えない事象とされる０－（マイナス，以下同じ）レベルに分類されるから，控訴人らが主張する「原子炉内の。核分裂を左右しかねないもの」などに当たらず，このことからも控訴人らの主張に根拠がない。
②タービン駆動原子炉給水ポンプ（Ａ）出口逆止弁からの漏洩について
（控訴人らの主張）


ａ本件原子炉施設において，平成９年８月１９日，タービン駆動原子炉給水ポンプ（Ａ）の出口逆止弁からの漏洩が発生し，出力制限が行われた（給水ポンプからの水漏れ事象。）
すなわち，定格出力にて調整運転中「床漏洩「給水ポンプＡ，」，室」の警報が発生し，現場でタービン駆動原子炉給水ポンプ（Ａ）出口逆止弁から給水が漏洩していることを確認し，タービン給水ポンプを隔離・停止し，出力を約半分に低下させた（甲３５０。）その要因の調査の結果，逆止弁プラグ部からの漏洩を発見し，弁の分解点検時の組立の際，所定の位置まで押し込まれていなかったことにより，シール機能が熱影響及び圧力変動により維持できなくなったものと推定された。
この対策として，ガスケットリングを新品にし，再組立するとともに，セット位置についての記録管理を行うよう施工要領書を改訂した。
なお，給水ポンプからの漏洩も原発における冷却材である軽水管理の一環として，復水器同様にゆるがせにはできない。ｂしたがって，本件安全審査は，給水ポンプの審査を見落としており，不合理である。
（被控訴人の主張）
ａ控訴人らの主張に係る給水ポンプからの水漏れ事象は，弁の分解点検の際の施工不良に起因するものであり（甲３５０，本件原子）炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る事項ではないから，本件安全審査の合理性を何ら左右するものではない。
ｂ当該事象は，国際原子力事象評価尺度に照らすと尺度以下の０レベルのなかの安全に影響を与えない事象０－レベルに分類されているので，控訴人らの主張には根拠がない。
③本件原子力発電所における本件原子炉施設以外の故障について
（控訴人らの主張）
ａ本件原子力発電所における本件原子炉施設以外の原子炉施設で発生したポンプに関する不具合として，次の３件の異常事象が発生した。
(ａ)本件原子力発電所６号機において，平成８年２月２３日，再循環ポンプトリップによる手動停止が行われた。
(ｂ)本件原子力発電所３号機において，平成１０年４月５日，再循環ポンプトリップによる手動停止が行われた。
(ｃ)本件原子力発電所７号機において，平成１１年７月２８日，再循環ポンプ１台停止による手動停止が行われた。
ｂしたがって，現実にポンプに関する不具合が発生しているので，本件安全審査には欠落がある。
（被控訴人の主張）
ａ控訴人らの主張の各事象は本件訴訟の審理対象である本件原子炉施設にかかわるものでなく，また，いずれの事象も施工管理や部品の製造管理に起因するものであり（甲３５５，原子炉施設の基本）設計ないし基本的設計方針に係る事項ではなく，本件安全審査の合理性を何ら左右するものではない。
ｂこれらの事象は，いずれも国際原子力事象評価尺度に照らすと尺度の範疇に入らない０レベルのなかの安全に影響を与えない事象０－レベルに分類されていることからも，控訴人らの主張には根拠がない。
(カ)本件原子力発電所における異常事象と本件安全審査について
（控訴人らの主張）
本件原子力発電所においては，昭和６０年５月３１日の復水器の配管漏洩事象（上記ウ(イ)②の控訴人らの主張のｃのとおり，昭和６２年）８月１７日の非常用ディーゼル発電機の冷却水漏洩事象（上記ウ(エ)⑤の控訴人らの主張のとおり，平成４年１２月１８日の再循環ポンプの）不安定な作動事象（上記ウ(オ)①の控訴人らの主張のとおり，平成９）年８月１９日の給水ポンプからの水漏れ事象（上記ウ(オ)②の控訴人らの主張のとおり，平成１０年１月１６日の燃料棒の破損事象（上記ウ）(ア)②ａ及びｂの控訴人らの主張のとおり，同月３０日の燃料棒スペ）ーサのはずれ事象（上記ウ(ア)②ａ及びｂの控訴人らの主張のとおり）計６件の異常事象のほか，次のとおりの異常事象が発生しているので，本件安全審査には重大な欠陥がある。
①本件原子炉施設の異常事象
ａ定期検査中の廃液流出事象
本件原子炉施設において，平成１０年１０月８日，原子炉格納容器内ＬＣＷ（低電導度廃液）サンプからのオーバーフローによる圧力容器弁の全閉となる事象が発生した（甲３５３。）すなわち，同月６日より開始した第１０回定期検査中，同月８日９時１０分ころから原子炉開放点検準備のため圧力容器の水張り作業を行っていたところ，同日１１時２５分「ドライウェルＬＣＷ，サンプ液位高」警報，同日１１時３０分「ドライウェルＨＣＷサ，ンプ流量高」警報が発生した。
その要因の調査の結果，圧力容器ヘッドベントラインからの流入によるものと推定されたので，バルブの開閉状態を確認し，同圧力容器ベント第１弁，同第２弁，同頂部ガス抜き弁が全開となっていた。この対策としてマニュアル，手順書を変更した（甲３５３。）
ｂ復水器の真空度低下事象
本件原子炉施設において，平成１１年９月２日，復水器真空度低下に伴う出力制限となる事象が発生した（甲３５４。）すなわち，本件原子炉の定格出力運転中，同日，１４時１６分ころ，パワーセンター１Ｄー１がトリップし「受電遮断トリップ，，」「母線電圧低」等の警報が発生し，その後，復水器真空度の低下により発電出力が徐々に低下し，同日１４時２６分に主復水器Ａ，Ｂ，Ｃの各「真空度低」の警報が発生し，同日１４時２７分より発電機出力を降下させた。
その要因の調査の結果，受電遮断器過電流引き外し装置変流器の巻線の一部に傷があったり，過熱による断線があったため，過電流が発生したものと推定された。この対策として，異常発生機器を交換した（甲３５４。）
②本件原子力発電所における本件原子炉以外の原発の異常事象（甲３５５）
ａ平成３年２月２１日に本件原子力発電所２号機におけるタービン
の自動停止と原子炉の自動停止
ｂ平成４年５月２７日に同２号機における復水器真空度低下による
手動停止
ｃ平成７年１月５日の同４号機におけるタービン発電機停止と原子
炉自動停止
ｄ同年７月１３日の同５号機におけるタービン制御油漏洩による手
動停止
ｅ平成８年２月２３日の同６号機における再循環ポンプトリップに
よる手動停止
ｆ同年８月２４日の同６号機における燃料集合体からの漏洩による
手動停止


ｇ平成１０年４月５日の同３号機における再循環ポンプトリップに
よる手動停止
ｈ同年８月２９日の同６号機における継電器動作による自動停止ｉ平成１１年３月３１日の同７号機における燃料集合体からの漏洩
による手動停止
ｊ同年５月２５日の同６号機における発電機励磁装置故障による自
動停止
ｋ同年７月２８日の同７号機における再循環ポンプ１台停止による
手動停止
（被控訴人の主張）
①ａ控訴人らの主張に係る定期検査中の廃液流出事象は，定期検査中，原子炉開放点検の準備において，主蒸気配管及び原子炉圧力容器の水張り作業中に閉じるべき弁を閉じなかったために，当該弁を通って主蒸気配管内の水が，原子炉格納容器内ＬＣＷ（低電導度廃液）サンプに流入し，同サンプから床にあふれ出たものである。当該事象は，操作員の作業の引継ぎが不適切であったことに起因し，運転管理に係る事項であるから，本件原子炉施設の安全審査に係る事項ではなく，本件安全審査の合理性を何ら左右するものではない。また，当該事象は，国際原子力事象評価尺度に照らすと尺度以下の０レベルのなかの安全に影響を与えない事象である０－レベルに分類されているので，控訴人らの主張は失当である。
ｂ控訴人らの主張に係る復水器の真空度低下事象は，電源系の過電流を検知する変流器の一つに異常が発生したため，気体廃棄物処理系の弁操作を行う制御盤に給電している非常用電源盤の受電遮断機が作動し，これにより弁が閉じたことから，復水器内のガス抽出が行われなくなり，復水器の真空度が低下したものである。当該事象の原因は，変流器の巻線に製造段階で傷が発生したことにあると推定されるから，品質管理にかかわるものであり，本件安全審査の合理性を何ら左右するものではない。
また，当該事象は，国際原子力事象評価尺度に照らすと，尺度以下の０レベルのなかの安全に影響を与え得る事象０＋（プラス）レベルに分類されているので，控訴人らの主張は失当である。②控訴人らの主張に係る本件原子力発電所における本件原子炉以外の原発の異常事象は，本件訴訟の審理の対象となる本件原子炉施設にかかわるものでなく，いずれも原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る事項ではないから，本件安全審査の合理性を何ら左右するものではない。
(キ)ＴＭＩ事故と本件安全審査について
（控訴人らの主張）
①米国ペンシルベニア州スリーマイル島にあるＴＭＩ原発のうちＴＭＩ２号機（加圧水型原子炉）において，昭和５４年３月２８日４時ころ，主給水ポンプ２台の同時停止，３系統ある補助給水ポンプ出口弁の開け忘れ，加圧器逃し弁の開放固着，人的要因を含んだＥＣＣＳの性能低下，蒸気発生器の漏洩，キャヴィテーションによる冷却材ポンプの使用不能等の故障が次々と加わった多重故障事故が発生した（ＴＭＩ事故。）
ＴＭＩ事故においては，ＴＭＩ２号機のＬＯＣＡの冷却水喪失口となった加圧器逃がし弁は，重要な機器とは当時認識されていなかった上，加圧器水位計が昀も肝心な時に原発運転員に全く逆の情報を与えることなどは夢想だにされていなかったので，原発運転員には過失はなかった。
すなわち，指示信号であっても，指示があればそのとおりに機器は作動していなければならず，指示どおりに機械が作用するとは限らないとなれば，いかなる操作も無駄であるから，原発運転員が，ＴＭＩ事故当時に加圧器逃がし弁の開閉表示が「閉」であったので，現実には弁が開放固着していたとしても，弁が閉止したものと判断したことはやむを得ないというべきである。しかも，加圧器水位計の針は振り切れるが，圧力は低いという状況の冷却材喪失状態があることについては，通常想定されておらず，手順書には記載されていなかった。ウエスチングハウス社のＰＷＲのＥＣＣＳの起動信号は，それまでは圧力低と加圧器水位低の同時信号とされており，圧力低しかし加圧器水位高などという冷却材喪失状態があるなどとは，数十年間のＰＷＲの安全研究過程で誰も思い至らなかったものであるから，原発運転員においては，このような事態を正しく掌握することは極めて困難であった。
なお，こうした極めて困難な状況下で，それでも原発運転員らは，事故後２時間２０分にして，加圧器逃がし弁の開放固着状態を探り当て，これを閉じ冷却材の流出を止めたので，ＴＭＩ原発２号機はメルト・スルーを免れた。
②事故原因の多くは，事故が発生してはじめてその問題性が認識される。あらかじめ事故の原因，経過を想定し尽くしてこれに対する万全の対策を講ずることは不可能である。機器の構造，機能にはなお多くの隠された弱点，盲点があると考えなければならないし，原発運転員らの心理，行動形態の有り様を見極めることにも自ずと限界がある。そして，大きな事故には複合的要因によるものが多く，共通の原因で複数設けられていた機器の機能が同時に失われたり，機器の故障や人間の判断の誤りなどが複雑に作用しながら発展させていくもので，ＴＭＩ事故はその典型的なパターンである。
原発の安全確保のため人間に重要な役割を期待せざるを得ないのであれば，人間は必ず誤ることがある，その自明のことを忘れることがあってはならない。多様にあり得る人的要因事象に対して，原発の安全が確保されているかどうかが慎重に確認されなければならない。かかる吟味を抜きにして原発の安全が確認できるものとは到底考えることができず，また，運転マニュアルのあり方とか原発運転員の日常的な心構えといった問題も，大事故の重要な人的因子として見過ごすことはできない。
このように考えると，現実の事故の原因やその経過が，基本設計に属することなのか詳細設計以降あるいは運転管理に属することなのかは重要な問題ではない。実際の事故は，普通の運転管理状況において，そして十分なチェックがなされているはずの詳細設計，工事施工に起因して発生し，あるものは，一定水準以上の技術，能力を持った原発運転員の必死の努力にもかかわらず，大事故へと発展しているので，こうした現実を見た安全審査がなされるべきである。
しかし，我が国の原子炉設置許可における安全審査は，原子炉停止系や緊急冷却装置は，単一故障はあっても，昀終的にはすべて有効に機能を発揮することとされている。ＴＭＩ事故では，人為的因子が大きく左右して，ＥＣＣＳが十分作用し得ずにメルト・スルーの瀬戸際に至ったのであるから，こうした事態を想定して事故分析を行うべきであるにもかかわらず，本件安全審査においては，このような事故分析を行っていない。
③したがって，本件安全審査には欠陥がある。
（被控訴人の主張）


ＴＭＩ事故は，具体的な運転管理に係る事項であって，原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性の確認を目的とする安全審査の対象となる事項ではないから，控訴人らの主張は理由がない。
(ク)チェルノブイル事故と本件安全審査について
（控訴人らの主張）
①ａ旧ソ連ウクライナ共和国の首都キエフの北方約１３０㎞に位置するチェルノブイル原発の４号機（黒鉛を減速材，軽水を冷却材とする黒鉛軽水冷却沸騰水型原子炉）において，１９８６年（昭和６１年）４月２６日１時２３分４０秒，同炉を完全に停止させるための制御棒挿入ボタンが押されたが，その直後の同日１時２４分，原子炉内の出力の上昇を抑制することができず，原子炉が核暴走して２ないし３回爆発する事故が発生した（チェルノブイル事故。）ｂ１９８６年（昭和６１年）８月の旧ソ連の「チェルノブイル原発事故に関する経過報告書（乙５０）においては，被ばく線量（外」部被ばくのみ）は平均でプリピアチで０．０３シーベルト（３レム，ほぼ同じ距離のチトゴロフカでは０．４３シーベルト（４３）レム，避難民１３万５０００人の集団被ばく線量は１万６０００）人・シーベルト（１６０万レム）と報告されていた。また，同報告書では，事故処理は，放射能を石棺に閉じこめほぼ終了し，消防士と原発職員約３００名が病院に収容されたが，３１人が死亡し，避難民１３万５０００人の放射線障害は認められなかったとし，更にチェルノブイル事故の原因を，原発運転員の規則違反による人為ミスとしていた。そして，我が国の原子力安全委員会もこの報告を承認する形で，昭和６２年５月２８日付けの「ソ連原子力発電所事故調査報告書（乙５１）において「設計における多重防護の適用」，における脆弱性を背景としつつ，運転員の多数のかつ重大な規則違反により，設計者が予想しなかったような危険な状態に原子炉を導いた結果発生した」としていた。
しかし，１９９１年（平成３年）１月に旧ソ連工業原子力安全監視国家委員会が旧ソ連昀高会議に提出した「チェルノブイル事故の原因と事故状況に関する報告書」においては，チェルノブイル事故の原因を，従来発表されていた原発運転員の規則違反による人為ミスであったことを否定し，原子炉の構造的欠陥，とりわけその制御棒システムの欠陥にあったことを報告している。
そして，国連の当時のガリ事務総長が１９９５年（平成７年）９月に国連総会へ提出した国連人道擁護局報告書では，ウクライナ，ベラルーシ，ロシアの３か国において事故により何らかの影響を受けた人は約９００万人にのぼり，約３７万５０００人が避難民生活を続け，また，１ｋｍ２当たり５キュリー以上の汚染地域に住む７００万人の７０％以上が精神的障害を抱え，しかも，汚染除去作業者は約８０万人であって，各種癌の危険にされされ，かつ発癌の恐怖に苦しんでおり，事故処理に関係した作業員のうち，ロシアだけで約７０００人が自殺を含め様々な原因で死亡していると報告されている。さらに，国連がベラルーシで行った統計調査では，子供の神経，知覚関連の異常発生が４３％増え，同じく骨，筋肉の異常も６２％増え，また，１４歳以下の子どもの甲状腺癌は事故前の２０年間で２１件しか記録されなかったものが，事故から９年間で３７９件と急増していることが報告されている。
さらに，１９９６年（平成８年）４月，ウイーンで行われたチェルノブイル事故１０周年国際会議において，経済協力開発機構（ＯＥＣＤ）報告において，事故で放出された放射能放出量は事故当初の推計の３，４倍にのぼり，事故後多発している小児甲状腺癌の原因物質として有力視されているヨウ素１３１の放出量は当初推計の６．８倍になると報告された。そのほかの専門家グループも，汚染地域での６５９人に上る小児甲状腺癌の原因は事故の放射能であると報告し，今後の癌死亡者数はロシア，ベラルーシ，ウクライナの３か国で６６６０人とする予測も提出された。
また，今後も事故後の被害は収まりそうになく，晩発性障害や遺伝子への影響など人体汚染も深刻であって，長期低線量被ばくの問題が本格化するおそれがあり，終わりのない悲惨な状況にある。ｃチェルノブイル事故の原因は，(ａ)異常な低出力での運転，(ｂ)反応度操作余裕の重要さの認識欠如，(ｃ)制御棒そのものの構造的欠陥であることが判明している（原審における証人Ｐ４の証言。）とりわけ，チェルノブイル原発の制御棒は，本体（６．２ｍ）の下部に中性子を吸収する水を排除するために（中性子を有効に活用するために）中性子を減速させる黒鉛棒（４．５５ｍ）が位置しているので，制御棒が全部引き抜かれている状態から，反応を止めるために制御棒を挿入していくと，炉心底部の１．２５ｍ部分の水が排除されて，黒鉛が入り，その部分で反応が上がるという事態が発生する。このポジティブ・スクラムによる正の反応度投入が出力上昇に寄与した。
②本件原子炉施設においても，上記ウ(ア)③ａの控訴人らの主張に係る大破断ＬＯＣＡの危険性，同(ウ)①ａの控訴人らの主張に係るタービン・トリップによる暴走事故及び同(ウ)①ｂの控訴人らの主張に係る制御棒挿入失敗による暴走事故等の可能性があるので，原子炉設置許可の安全審査の際には，チェルノブイル事故と同様の事故が想定されるべきである。
そして，安全審査における立地評価は，現実の事故事象と離れて，重大事故，仮想事故を公衆との離隔の目安のために想定し，念には念を入れて公衆の安全を守ろうという趣旨なのであるから，放射線災害のうち昀大に生じる事故を目安とすべきであり，また，事故防止対策における事故想定とは切り離して，更に安全確保のために万が一の事故をも想定し，本件原子炉と構造が異なるチェルノブイル原発の事故の教訓を生かすべきである。
③したがって，チェルノブイル事故は，現実の事故であるからこそ，本件安全審査に反映されなければならず「万が一の事故」に備えた，安全審査こそ，伊方原発昀高裁判決がいう「現在の科学水準に照らし」た安全審査である。チェルノブイル事故の可能性とその災害評価を具体的に検討していない本件安全審査は，重大な過誤，違法がある。
（被控訴人の主張）
①控訴人らの主張は，そもそもチェルノブイル原発の４号機と本件原子炉との設計，構造等に関する基本的な相違をことさら無視するものであり，失当である。


すなわち，控訴人らの主張に係るチェルノブイル事故の原因であるポジティブ・スクラムは，そもそも本件原子炉施設のような沸騰水型原子炉では存在しない。そして，チェルノブイル事故の原因は，多重防護の適用が十分でない設計を背景としつつ，原発運転員が設計者の予想もしなかったような危険な状態に原子炉を導いたことに加え，低出力下では反応度出力係数が正となる設計，つまりすべての出力領域において固有の自己制御性を有さない設計であること，及びこのような炉特性に対応した原子炉緊急停止装置の設計が不十分であったことにある。
②本件原子炉施設の安全審査においては，原子炉の基本設計ないし基本的設計方針として，原子炉に異常な反応度が投入され，核分裂反応が異常に急上昇する事象に対しては，すべての出力領域で反応度出力係数が負となること，また，本件原子炉施設の原子炉緊急停止装置は，制御棒の位置，炉心の燃焼状態等について昀も厳しい条件とし，その上で更に制御棒一本の挿入失敗を仮定してもなお，原子炉の緊急停止に必要な負の反応度添加率が確保できることを確認しており，更に多重防護についても十分考慮されていることを確認している。このように本件安全審査においては，何らかの理由で主蒸気系の弁が急速に閉鎖し，原子炉圧力が急上昇するような場合，具体的には，圧力上昇の観点から昀も厳しい発電機負荷遮断等について解析評価を行い，燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性が確保され，控訴人らが主張するような暴走事故には至らないことを確認している。しかも，本件処分に際しての安全審査において，本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関し，チェルノブイル事故の要因となった前提条件が存在しないものの，厳しい条件を仮定した反応度投入事象を想定して十分に安全性が確保されることを確認している。③したがって，チェルノブイル事故の発生は，本件安全審査の合理性に何ら影響を与えるものではなく，控訴人らの主張はその前提において失当である。
(ケ)運転時の異常な過渡変化解析及び事故解析の合理性の有無について
①シビアアクシデント（過酷事故）について
（控訴人らの主張）
ａ現実の事故が示すのは，二重三重の安全確保対策がとられているにもかかわらず，被告行政庁が想定した過渡変化，事故事象をはるかに上回る大事故に至るケースがあること，そして周到に準備された安全保護設備や防護設備さえ無効ならしめる場合があるという事実である。原発の技術，システム，その知見にはなお多くの未知の領域が存し，これを確立した技術はない。実際の事故では，安全装置の共倒れや将棋倒し的トラブルの伝播，事象の相互作用によって，事故は予想外の展開を示し，さらに，これに人間の判断，操作が加わることで，事態は一層複雑かつ困難なものとなる。ＴＭＩ事故及びチェルノブイル事故は，シビアアクシデントという言葉を生み出した。
このシビアアクシデントは「設計基準を超えて炉心損傷を生じ，るような事故」であって「過酷事故」ともいわれ，欧米では，原発設備，とりわけ格納容器に対する設計改善を実施してきた。チェルノブイル事故を契機に，スウェーデンでは，全原発１２基に過酷事故の際に格納容器に大量の水を噴射して炉心を冷却する代用スプレイのシステムを取り付け，それでも圧力上昇が抑えられない場合に備えて，内部の高圧蒸気ガスをガス抜きするためのフィルタシステムを設置するなどしている。そして，この対策は，当時の西ドイツ，）。フランスでも導入が始まり，米国も検討を始めている（甲１９６我が国においては，当初はチェルノブイル事故を契機にした改善策がとられておらず，原子力安全委員会も昭和６２年５月２８日付けの「ソ連原子力発電所事故調査報告書（乙５１）において，シ」ビアアクシデント対策として何らの対策も改善も必要がないという態度に終始していた。しかし，原子力安全委員会原子炉安全基準専門部会は，平成４年に過酷事故（シビアアクシデント）に対して，），欧米同様の設備を格納容器改善策として提言したので（甲１９７我が国の原発においても，シビアアクシデントを想定した事故防止対策が必要となり，原子炉の設計変更を余儀なくされるに至った。そこで，本件原子炉においては，(ａ)シビアアクシデントを想定した事故防止対策が必要であるのに，その対策がとられていないこと，(ｂ)設置許可処分の段階も，その後の段階もシビアアクシデントの審査を欠いていることの二つの重大な瑕疵がある。ｂシビアアクシデントの対策として，原子炉安全基準専門部会共通問題懇談会は，平成４年２月１７日付け「シビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントに関する検討報告書－格納容器対策を中心として－（乙７１）を発表し，アクシデントマネー」ジメントとして，(ａ)設計基準事象を超え，炉心が大きく損傷するおそれのある事態が万一発生したとしても，現在の設計に含まれる安全余裕や安全設計上想定した本来の機能以外にも期待し得る機能又はそうした事態に備えて新規に設置した機器等を有効に活用することによって，それがシビアアクシデントに拡大するのを防止するための対策（フェーズⅠのアクシデントマネージメント又はシビアアクシデント拡大防止策，(ｂ)万一，シビアアクシデントに拡大）した場合にもその影響を緩和するためにとられる措置（フェーズⅡのアクシデントマネージメント又はシビアアクシデント影響緩和策）を指摘している。
そして，原子力安全委員会は，上記「シビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントに関する検討報告書－格納容器対策を中心として－」を受けて，同年５月２８日付けで「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて（乙７０）を発表し，具体的方策と」して，(ａ)今後新しく設置される原子炉施設については，当該原子炉の設置許可等に係る安全審査（ダブルチェック）の際に，アクシデントマネージメントの実施方針（設備上の具体策，手順書の整備，要員の教育訓練等）について行政庁から報告を受け，検討すること，(ｂ)運転中又は建設中の原子炉施設については，順次，当該原子炉施設のアクシデントマネージメントの実施方針について行政庁から報告を受け，検討すること，(ｃ)(ａ)及び(ｂ)の際には，当該原子炉施設に関する確率論的安全評価について行政庁から報告を受け検討することを定めた。
そこで，東京電力は，平成６年３月に「柏崎刈羽原子力発電所１号機のアクシデントマネジメント検討報告書」を出し，(ａ)原子炉停止機能，(ｂ)原子炉及び格納容器への注水機能，(ｃ)格納容器からの除熱機能，(ｄ)安全機能のサポート機能の観点からアクシデントマネジメント策を講じているが，いずれも対策が抽象的で実際には不十分である。


しかも，(ａ)確率論的安全評価に対しては，起こり得るあらゆる事故発生経路が実際に網羅されているという保証がない，(ｂ)各構成要素の信頼性に関するデータの根拠が不完全である，(ｃ)設計上の誤りによる結果をすべて網羅し適切に評価することができない，(ｄ)共通原因による事故モードを完全に取り扱うことが困難である，(ｅ)人間の誤操作は気まぐれな要素が避けられないが，危険度の分析においてその評価が不確実である，(ｆ)サボタージュ（意図的な事故誘発行為）の危険の評価を行い得ないことの批判があるのであって，原発事故において確率論的安全評価は誤っている。確率の概念は何度も起こる現象についてはじめて適用できる概念であって，原発事故には妥当しないものであり，原発事故により無限大の損害を被る控訴人ら住民にとって全く役に立たない。
ｃ米国では，１９８９年（平成元年）に確率論的安全評価で個別プラントを検査した。そして，次世代軽水炉の設計については，シビアアクシデント対策として，水素の生成，燃焼対策，炉心デブリの冷却性確保のための設計，高圧炉心溶融放出の抑制緩和対策，格納容器の一定レベルの機能において具体的な基準を設け，対策を要求している。
ドイツは，１９８６年（昭和６１年）から１９８７年（昭和６２年）にかけて，フィルタ付き格納容器ベント設備の基本要件を決め，各電力会社に設置を勧告した，そして，１９９４年（平成６年）７月に成立した改正原子力法により，事実上原発の新規立地は困難になっている。
フランスは，１９８９年（平成元年）ころまでに，フィルタ付き格納容器ベント設備をすべての原発に配置した。そして，次世代型原発のプラントの設計に当たり，シビアアクシデント対策として，設計段階で圧力容器の破砕を伴う炉心のメルトダウンを考慮すること，シビアアクシデントのシナリオに沿った緊急時対応計画を確立すること，環境への放射性物質放散の観点から，重要核種手段を検討することなどを産業界に勧告することにした。
イギリスは，１９９２年（平成４年）に「原子力発電所に対する安全評価原則」を改訂し，次世代型原発プラントの設計に対する要求条件を明確化し，評価に当たっては確率論的評価と決定論的評価を組み合わせている。
このように諸外国でも新規原発は，シビアアクシデント対策抜きには考えられず，設計段階からの規制が明らかとなっている。ｄしたがって，シビアアクシデント発生の蓋然性は明白であって，その対策は不可欠であるから，シビアアクシデントの発生を想定しなかった本件安全審査は違法である。
（被控訴人の主張）
ａシビアアクシデントは，設計基準事象を大幅に超える事象であって，安全設計の評価上想定された手段では適切な炉心の冷却又は反応度制御ができない状態であり，その結果，炉心の重大な損傷に至る事象のことであるから，基本設計ないし基本的設計方針に係る安全確保対策を含めた安全規制上の措置が要求されているものではない。
ｂ原子力安全委員会の平成４年５月２８日付け「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて」は，我が国の原子炉施設の安全性が現行の安全規制の下で十分確保されており，シビアアクシデントが工学的には現実に起こるとは考えられないほど発生の可能性が十分低くなっているものと判断されるということを前提としながらも，この低いリスクを一層低減するものとしてアクシデントマネージメント（設計基準事象を超え，炉心が大きく損傷するおそれのある事態が万一発生したとしても，現在の設計に含まれる安全余裕や安全設計上想定した本来の機能以外にも期待し得る機能又はそうした事態に備えて新規に設置した機器等を有効に活用することによって，それがシビアアクシデントに拡大するのを防止するため，若しくはシビアアクシデントに拡大した場合にもその影響を緩和するためにとられる措置）の整備を促進することは意義深いものであるとし，原子炉設置者及び行政庁に対してそのために一層の努力を要望したということにとどまるものである（乙７０。）
当該対応方針は，原子力安全委員会の判断によって，原子炉設置許可の際の安全審査に関して何らかの新たな基準等が策定され，シビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントが審査の対象となるに至ったというものではない。そして，アクシデントマネージメントは，安全審査の一環として行われるものではなく，原子力安全委員会が原子炉設置者に要望してその努力の結果を確認するものであるから，これらの審査が行われていないことをもって，本件安全審査が違法であるとする控訴人らの主張は失当である。ｃ上記「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて」については，平成９年１０月２０日，その一部が「詳細設計段階以降速やかに，アクシデントマネージメントの実施方針について行政庁から報告を受け，検討することとする（乙１３６）と改訂されており，当該アク。」シデントマネージメントが本件処分時の安全審査事項でないことは明らかである。また，本件原子炉施設を含む既存軽水型原子力発電所のアクシデントマネージメントの実施方針については，平成７年１２月７日，原子力安全委員会により了承されているとおりであるから（乙１３７，控訴人らの主張は誤りである。）
②火災事故における安全性について
（控訴人らの主張）
ａ動燃の東海再処理工場アスファルト固化処理施設において，平成９年３月１１日に動燃事故が発生したが，この１階で起こったと想定されている爆発で２階の別のセル（Ａ２３５保守エアロック室）の壁が破壊され，３．８ｔもの鉄製の板（リムーバブルルーフ）が吹き飛ばされ，爆発で大きく変形したドアが施設外にまで吹き飛ばされた上，３階までの窓ガラスの大半が割れて吹き飛んで放射性物質の閉じこめ機能が完全に喪失し，施設内外で３７名の作業員が被ばくし，施設外にセシウム，プルトニウム，アメリシウム等の放射性物質が大量に漏洩し，我が国の原子力史上昀悪の事故となった。
この事故は，再処理工場の末端の，安全審査で爆発など全く想定されず，潜在的危険性も小さいと考えられてきた施設でもこのような大規模な爆発事故が発生し得ることを示しており，潜在的な危険が極めて大きい原発で事故が発生した場合，どれほどの悲惨な事故になるかを示唆している。
そして，安全審査において，火災・爆発事故の対応及び放射性物質の密封機能が机上の空論であり，これにつき実質的審査が行われていない。このため，動燃事故を契機に被告行政庁には安全審査能力が欠落していることが明らかとなっている。
ｂ本件安全審査においては，抽象的に消火設備を設けることのみを確認したにとどまり，本件原子炉における火災事故については全く事故解析を行っていない（乙３の１０－１００頁。）しかし，本件原子炉に対する上記のような抽象的な防火対策では火災の拡大を防止することはできない。
すなわち，消火設備が存在するだけでは，火災から重大な事故に至ることを防ぐことはできず，その消化設備の種類の適切性，消火能力（容量等，自動消火・手動消火の選択，消火作業場所の安全）確保といったことに立ち入らなければ消火の実効性を何ら確保することはできない。
本件安全審査は，動燃事故の教訓から見直しをしなければならない。


ｃしたがって，火災事故の評価を一切しなかっ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動燃事故は，本件原子炉施設とは全く異なる分野の再処理施設で発生した火災であり，しかもその発生原因は，当該施設固有の特性に基づくものであるから，控訴人らの主張はその前提において誤りがある。
ｂ本件原子炉施設においては，火災発生防止，早期火災検知並びに早期消火，必須の安全機能が火災により損なわれないことの三つの），原則を組み合わせて設計されている（乙３の８－３５頁。そして安全上重要な構築物，系統及び機器は，可能な限り不燃性・難燃性材料で構成することとされ，特にケーブルについては，難燃性ケーブルを使用するとともに，必要に応じ，延焼防止塗料を併用するとされている上，安全保護系，原子炉停止系，残留熱除去系，工学的安全施設などの安全上重要な系統及びこれらのケーブル，配管は，独立性を持たせるため物理的分離を図り，適切な離隔距離をとり，又は必要に応じて障壁を設けることとされている。これらの物理的配置の設計方針と，消火設備及び消火水配管の設計を総合的に組み合わせ，単一火災発生により，重複性，独立性を持つ両系統が同時のその機能が損なわれることのない設計とすることなど，火災に対）。する対策が十分に講じられている（乙３の８－４８ないし４９頁このため，火災発生により本件原子炉施設の安全性が損なわれることはなく，火災が原子炉の安全評価で想定する事故の誘因になること，及び事故を拡大することは考えられない（乙３の１０－１００頁。）
ｃ本件安全審査においては，本件原子炉施設に対する火災対策により，本件原子炉施設が火災により安全機能を損なうことがないことを確認し（乙４の２７頁，火災が原子炉の安全評価で想定する事）故の誘因になること，及び事故を拡大することは考えられないため，事故解析の対象事象として火災を考慮する必要はないことも明らかである。
③ＪＣＯ事故について
（控訴人らの主張）
ａ上記(1)イ(ウ)の控訴人らの主張のとおり，原子炉設置許可時の安全審査では，過渡変化等の解析に当たり単一の故障のみを想定する単一故障指針が用いられてきたが，ＪＣＯの事故の発生を考慮すると，従来のような事業者への信頼に基づく安全審査では足りず，安全装置の意図的なバイパスをも想定して多重故障を想定すべきである。
ｂＪＣＯ事故に照らすと，本件安全審査における昀大想定事故の想定があまりにも過小であり，非現実的であることが裏付けられている。
ｃしたがって，本件安全審査には看過し難い瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
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安全性に係る基本設計ないし基本的設計方針とは何ら関係がない。
(コ)検査能力等の有無について
（控訴人らの主張）
①日立の子会社の株式会社日立エンジニアリングサービスの更に下請業者である株式会社伸光は，昭和５７年ころから約１５年間にわたり，溶接後に行う焼鈍という熱処理の際の温度記録をねつ造していたところ，平成９年９月１６日，これが内部告発により発覚した。これまで同社において上記焼鈍を請け負ったのは，沸騰水型原発１８基であって，主としてタービン系統の配管であった。このように約１５年間もの間，上記ねつ造を発見できなかったのは，指定検査機関と当時の資源エネルギー庁の責任であるから，これを統括する経済産業省には，当該検査を行う能力がないことが明らかである。
②英国ＢＮＦＬ（イギリス原子燃料公社）において，日本政府に対し，平成１１年１１月８日，ペレット外径データのねつ造の疑いがあるＭＯＸ燃料が関西電力高浜原発（以下「高浜原発」という）４号機の。燃料に使用されていることを明示する書簡を送付していたことが判明した。しかし，経済産業省は，このねつ造の事実について，不正を積極的に解明しようとせず，可能な限りそれを隠蔽して検査を通そうとしているので，その検査能力が欠如していることが明らかである。③美浜原発３号機の建設に際し，平成１２年２月１８日，建築業者がコンクリートに大量の水を加えたので，設計基準強度を下回る危険があることが判明した。しかし，経済産業省は，この加水について，検査等では明らかにできなかった上，何らの発表もせず，その対策も講じていないから，規制法所定の安全審査においても，検査能力を欠いていることが明らかである。
④したがって，被告行政庁は，規制法２４条１項４号所定の検査能力を欠いている上，原子炉設置許可段階の安全審査において，その基本設計の安全性にかかわる事項のみを審査対象に限定することは不合理というべきであるから，本件安全審査には瑕疵がある。
（被控訴人の主張）
原子炉設置許可の段階の安全審査においては，当該原子炉施設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のみならず，被告行政庁の検査能力は，規制法２４条１項４号の安全審査の要件とはなっていないから，控訴人らの主張は失当である。
(サ)想定される飛来物に対する設計上の考慮について
（控訴人らの主張）
①イスラム原理主義者により２００１年（平成１３年）９月１１日に敢行された米国ニューヨークの世界貿易センター及び米国国防総省（ペンタゴン）対する乗っ取り旅客機による自爆テロは，現代建築の粋をこらした超高層ビルや国家の威信にかけて頑強に建築された建物ですら，旅客機の激突には耐えられないことが判明した。そして，近時のＦＢＩ（アメリカ連邦捜査局）の調査では，更にイスラム原理主義者はＴＭＩ原発を標的にしていた可能性があった。
我が国にもイスラム原理主義者が入国しており，また，当時タリバン幹部は日本も米国に協力するなら攻撃対象であると明言していた。②安全設計審査指針（乙１４）は，その「指針５飛来物等に対する設計上の考慮」として「安全上重要な構築物，系統及び機器は，想定される飛来物，配管のむち打ち又は流出流体の影響等から生じるおそれのある動的影響，熱的影響又は溢水によって原子炉の安全を損なうことのない設計であること」とされ，原子力委員会が当該指針に付記した「解説」によれば「飛来物」には「航空機の墜落」が含まれる，ことが明記されている。


東京電力は，昭和５２年７月１２日付けの本件補正（乙３）において「航空機落下については，当発電所近くには飛行場がなく，発電，所上空の航空機は巡航状態であり，巡航中の航空機落下は考慮する必要がない（乙３の８－４７頁）として航空機落下を全く考慮して。」いない当初の設計を変更しなかった。そして，本件安全審査においても「航空関係については，本件原子炉敷地周辺には飛行場はなく，，昀寄りの空港は，新潟空港で本件原子炉敷地から約７５㎞離れている。本件原子炉敷地の東約５㎞及び西約２０㎞離れた位置の上空にはそれぞれ新潟－名古屋間及び新潟－小松間を結ぶ国内線の航空路があり，本件原子炉敷地上空は前者の保護空域とされている。保護空域は，計器誤差，風による影響等により航空機が指定のコースからずれることを考慮して，航空機を保護するため設けられる空域であるので，原子炉施設上空を航空機が飛行することは極めて稀であると考えられる。さらに，保護空域となっている本件原子炉敷地上空を飛行する民間機の航空便数，機種等についての調査結果を考慮すると航空機の墜落による原子炉施設への影響については確率的に見て考慮する必要はないと判断する（乙４の７５頁）と審査された。。」
しかし，本件原子炉敷地からわずか５㎞地点の上空に定期航空路があるので，計器の誤差や風の影響で民間航空機が墜落し本件原発に対し影響を与えることを全く考慮しないことは不当である。③我が国の原子力施設の安全審査において，ω１０の核燃料サイクル施設では，航空機墜落事故が評価されている。
すなわち，航空機墜落による原子炉施設への影響は，航空機の全体重量による衝撃荷重で建物が大きく崩落する全体破壊と，航空機のうち剛性の高いエンジン部分が建物の壁を貫通する局部破壊に分けられる。そして，Degen式は，鉄筋コンクリート壁に飛来物が衝突した場合の貫通限界厚さを飛来物直径，飛来物重量，衝突速度，飛来物（先端の）形状係数及び壁のコンクリート圧縮強度の関数とする経験式であるが，これを実験結果に合わせて修正した上，ω１０の核燃料サイクル施設の安全審査において計算方法として用いられている。当該計算により，三沢基地配備の戦闘機のうちＦ１とＦ１６のみについて検討されたところ（甲３８９，衝突速度は１５０ｍ／秒，コンクリー）ト圧縮強度は設計強度が２４０㎏／ｃｍを前提に模擬実験が行われ２（甲３９０，柔飛来物低減係数を０．７５とした場合貫通限界厚さ）は約８０㎝と評価されている（甲３８９。そして，エンジンについ）ての飛来物形状係数は０．８４が採用され，貫通限界厚さはＦ１で９０．７５㎝，Ｆ１６で９９．１０㎝と考えられている。本件原子力発電所の３号機の原子炉建家のコンクリート圧縮強度は３３０㎏／ｃｍとされているので（甲３９２，本件原子炉も同じ）２と考えられる。そして，Degen式に従い，飛来物形状係数を０．８４とした場合で航空機Ｂ７７７－３００では，貫通限界厚さは１８０㎝以上に及ぶものである。
本件原子力発電所の３号機の原子炉建家の外壁は地上部分で昀も厚い部分でも厚さ７５㎝であり，同屋内の原子炉棟の壁も地上部分では厚さ８０㎝であって，中央制御室の天井の厚さは５０㎝であり，これ）。らと本件原子炉も大差がないと考えられる（甲３９３の①ないし④この程度の壁厚，天井厚であると，ハイジャックされた航空機による自爆テロが敢行された場合，原子炉建家の壁及び天井は全体破壊すると予測される。そして，少なくともエンジン部分の貫通を評価した場合，原子炉建家の壁，天井を貫通することは避けられず，放射性物質の漏洩を伴う深刻な事故に至ることになる。
④したがって，安全設計審査指針（乙１４）において航空機の墜落等を考慮すべきとされているにもかかわらず，漫然と航空機墜落の確率は無視し得るとして，航空機墜落に対する防護設計をしていない本件原発の設計を容認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）
①ａ安全設計審査指針（乙１４）は「指針５．飛来物等に対する設，計上の考慮」において「安全上重要な構築物，系統及び機器は，想定される飛来物（中略）の影響等から生じるおそれのある動的影，響，熱的影響又は溢水によって原子炉の安全を損なうことのない設計であること」とされているのであり，ここでいう「想定され。る」とは，原子炉施設の設計の妥当性を評価する観点から，原子炉施設で生じ得る各種の事故事象を包絡し，代表する事象が安全評価上考慮すべき頻度で発生すると考えることをいう（乙１４）ので」あって，本件原子炉施設の安全設計において，本件原子炉施設に航空機が墜落することを必ず考慮することを求めているわけではない。ｂ本件安全審査においては，当時の安全設計審査指針のうち「指針５．飛来物等に対する設計上の考慮（乙１４の９８５頁）に基づ」き，そもそも航空機墜落が本件原子炉施設の安全設計の妥当性を評価する上において考慮すべき事象となり得るかの検討が行われた。そして，本件原子炉施設の社会環境について，本件原子炉敷地周辺に飛行場はなく，昀寄りの空港は，新潟空港で本件原子炉敷地から７５㎞離れている。本件原子炉敷地の東約５㎞及び西約２０㎞離れた位置の上空にそれぞれ新潟－名古屋間及び新潟－小松間を結ぶ国内線の航空路があり，本件原子炉敷地上空は，前者の保護空域とされていることが確認された。
原子力施設付近の上空の飛行については，できる限りこれを避けるよう，運輸省（現国土交通省）及び防衛庁から運航者に指導等がなされているとともに，航空法（昭和２７年法律２３１号）８１条に規定する昀低安全高度以下の飛行についての許可はされないこととなっている上に，航空法７３条の２に基づき，機長は出発前に航空情報等を確認しなければならないことも確認された。ｃさらに，本件原子炉施設の航空機墜落の安全性については，社会環境から考えて原子炉施設上空を航空機が飛行することは想定し難く，まして本件原子炉施設に航空機が墜落する可能性は極めてまれであると考えられ，また，保護空域となっている本件原子炉施設上空を飛行する民間機の航空便数，機種等について調査を行った結果を考慮しても，航空機の墜落による原子炉施設への影響については確率的にみて考慮する必要はないと判断された（乙４の２６及び２７頁。）