原告らは、緊急炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）が存在しない本件原子炉施設は、安全を確保し得ないと主張する（訴状二九〇ないし二九二、三四五、三四六ページ）。しかしながら、原告らの右主張は理由がない。
すなわち、軽水炉では、冷却材（軽水）が高温、高圧で使用されているため、冷却材が漏えいした場合、炉心において冷却材が沸騰し、ついには炉心から冷却材が喪失する事態となる可能性がある。このため、軽水炉では、これに備えて非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）が設けられている（安全設計審査指針の指針４０）。これに対し、ＬＭＦＢＲでは、大気圧中でもナトリウムの沸点が八八〇度と十分に高いので、仮に、原子炉冷却材バウンダリに破損が生じても、炉心の冷却材は沸騰することはなく、配管の高所引回し及びガードベッセルの設置とあいまって冷却材は炉心に確実に保持されるため、炉心冷却能力が喪失する可能性はない（乙イ第四号証二〇ページ）。また、低圧であるため、冷却材の流出時に、配管のむち打ちや流出流体のジェットカによってガードベッセル等の構造が損傷を受けるおそれはない（Ｐ８調書（一）八八丁裏、八九丁表、乙第一六号証八―一―二九ページ）。このように、ＬＭＦＢＲでは、冷却材の沸点をはるかに下回る温度下で、かつ、低圧で使用するという基本的特性があり、しかも、一次冷却材の漏えいを想定した場合でも炉心の冷却に必要な冷却材はガードベッセルの設置等によって十分確保されるから、本件原子炉においては軽水炉にあるようなＥＣＣＳは不要である（乙二第二号証の一の三六丁裏ないし三九丁裏）。
（二）　安全保護設備の信頼性に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設において、コモンモード・フェイリア（共通原因故障）が発生した場合、原子炉が停止不能の状態に陥る可能性があると主張し、その根拠として、本件原子炉施設には、原子炉停止系として作動原理を同じくする調整棒及び後備炉停止棒の二系統のスクラム機構しかないことを指摘する（訴状二八八ないし二九〇ページ、原告ら準備書面（三）一二〇ページ）。しかしながら、第四章第三の二２及び準備書面（四）の四三ないし四五ページにおいて述べたとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設に設置される原子炉停止系を含む安全保護設備が十分な信頼性を有することを確認している（乙第九号証九三、九六、九七ページ、Ｐ６調書（一）三四丁裏ないし三七丁表、乙第一六号証八―一―五二、六一、六二ページ）。したがって、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、原告らの主張するような右「原子炉停止系の共通原因故障による停止不能の状態」に陥ることは考えられない。
３　本件事故に関する主張について
原告らは、平成七年一二月に発生した本件事故について種々の事項を指摘して、本件許可処分には重大かつ明白な瑕疵があると主張する。
しかしながら
、準備書面（七）の七ないし一〇ページにおいて述べたとおり、承件事故の原因に係る技術的事項は本件安全審査の対象ではなく、本件事故の発生は本件許可処分の合理性を何ら左右するものではない（乙イ第四五号証一ページ、乙イ第一二号証二四ページ）。したがって、原告らの右主張は失当である。以下、念のため、原告らの右主張に理由のないことを個別に述べる。（一）　原告らは、ナトリウム漏えい事故を拡大させた原因は、異常時運転手順書の記載に誤りがあったことによるものであると主張する（原告ら準備書面（六）二三ないし二五ページ、準備書面（一三）二、三ページ）。しかしながら、本件安全審査の対象となるのは、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針である。原告らの指摘する異常時運転手順書の記載内容は、具体的な運転管理に属する事項であるから、本件安全審査の対象ではない。（二）　原告らは、事故の直接の原因となった温度計さやの設計上の欠陥が看過されたことは、安全審査に誤りがあったことを示すものであると主張する（原告ら準備書面（六）二七ないし三五ページ、準備書面（七）第一の二、第二の一２、二２（一）、準備書面（一三）三ページ）。
しかしながら、準備書面（七）の七ないし八ページにおいて述べたとおり、本件事故の直接の原因となった温度計の設計に係る事項は、必要に応じて詳細設計以降の問題として適宜対応すれば足りる事項であるから、本件安全審査の対象ではない（乙イ第四五号証一ページ、乙イ第一二号証二四ページ）。（三）　原告らは、本件事故によって、安全審査において確認したＬＢＢの思想、ナトリウムの消火方法はいい加減なものであることが判明したと主張する（原告ら準備書面（六）三六ないし四〇ページ）。
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり理由がない。本件原子炉施設の一次主冷却系及び二次主冷却系の配管において、万一、破損が生じたとしても、右配管の材料が高温に強く、延性の高いステンレス鋼であるとともに、右配管内の圧力が低いことから、急速な破断に進展するおそれはなく、冷却材の漏えいは、配管の表面部に生じた微小な開口部からの漏えいという形態をとる。これをナトリウム漏えい検出器により早期に検出し、原子炉を停止する等所要の措置を採ることにより、配管の大規模な破断を防止することができる。これがＬ
ＢＢの考え方である（Ｐ８
調書（一）八四丁裏、八五丁表、乙第一六号証一〇―四―一〇ページ）。しかし、右考え方は、直径一インチ（二五・四ミリメートル）以下の配管には適用されない（Ｐ８調書（三）四三丁表）。このような小口径の円管が完全に破断したとしても、その影響は、事故防止対策に係る安全評価において評価した開口面積の範囲内に十分収まるからである。
本件事故において折損した温度計のさや細管部は、外径一〇ミリメートルの円管にすぎず、したがって、ＬＢＢの考え方が適用されるものではない（Ｐ８調書（三）四三丁裏）。
また、原告らの指摘する火災の具体的な消火方法は、詳細設計以降に属する事項であるから、本件安全審査の対象ではない（Ｐ８調書（三）二五丁裏ないし二六丁裏）。
４　その他の事故に関する主張について


原告らは、本件原子炉施設の事故防止対策には不備があると主張し、その根拠として、①スーパーフェニックスにおいて一九八七年三月に発生した燃料貯蔵タンク（炉外燃料貯蔵槽）からのナトリウム漏えい事故、②同原子炉において一九九〇年六月に発生した原子炉容器内のナトリウム液面を覆っているアルゴン・カバーガス中に空気が混入した事故、③美浜発電所二号炉において一九九一年二月九日に発生した蒸気発生器伝熱管破損事故、④英国のＰＦＲにおいて一九八七年二月に発生した蒸気発生器伝熱管破損事故を指摘する（原告ら準備書面（三）一五七、一五八、一七六ないし一八〇ページ）。
しかしながら、準備書面（四）の四一、四二、四八、四九ページにおいて述べたとおり、原告らの指摘する右事項は、いずれも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く、本件安全審査とは関係がない（乙ニ第二号証の七の三八丁表ないし三九丁表、乙イ第七六号証一三三、一三四ページ、甲イ第一一八号証三二ページ、甲イ第二一二号証六ページ、Ｐ８調書（一）五一丁表ないし五三丁裏）。したがって、原告らの右主張は、その前提において失当である。
第四　本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全評価
一　原子炉施設の事故防止対策に係る安全評価についての審査
１　安全評価についての審査
原子炉施設における安全確保の基本が、放射性物質の有する潜在的危険性をいかに顕在化させないかという点にあることは、繰り返し述べたところである。そして、第一ないし第三において述べたように、原子炉設置許可に際しての安全審査に当たっては、申請に係る原子炉施設が、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と、②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ていることの二点を審査している。これらの審査においては、平常運転時のみならず、異常状態発生時においても、十分に安全確保の機能を果たし得る設計であることを確認する。したがって、安全審査において、右の二点が確認されれば、当該原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、災害の防止上支障がないものであり、設置許可段階での安全性は十分確保されているといってよい。しかし、安全審査においては、これらの審査に加えて、念には念を入れて安全性を確認するという観点から、申請者がした安全評価についても審査することとしている。安全評価とは、右②の事故防止対策に係る安全設計について、通常運転時を超える異常状態を具体的に想定し、それらの事象に対して本件原子炉施設における事故防止対策に係る安全機能が適切に確保され得ることを確認するものである。すなわち、この安全評価は、事故防止対策について審査した安全設計基本方針の妥当性を確認する一つの方法であり、「評価の考え方」、「立地審査指針」等に基づき、「安全評価指針」を参考にして、申請者が各種の代表的事象を選定の上行った評価の妥当性を確認するものである（Ｐ６調書（一）四七丁裏ないし四八丁裏）。具体的には、ＬＭＦＢＲの安全審査においては、次の各種の安全評価の妥当性を確認する。
①　「運転時の異常な過渡変化」に係る安全評価
原子炉の通常運転時において、原子炉施設の寿命期間中に予想される何らかの外乱が加わった時点で、あえて制御されずに放置されるものと仮定した場合に、燃料被覆管又は原子炉冷却材バウンダリに過度の損傷をもたらす可能性のある事象を「運転時の異常な過渡変化」として想定する。右の事象が仮に発生した場合にも、右の事象が安定して終止するとともに、燃料被覆管及び原子炉冷却材バウンダリの各健全性が確保されること、すなわち、安全保護設備等の設計の妥当性を総合的に確認することを目的として安全評価が行われる（乙第四号証二六四、二六五、四九四ページ、Ｐ６調書（一）四九丁裏）。
②　「事故」に係る安全評価
「運転時の異常な過渡変化」を超える異常な状態であって、発生頻度は小さいが、万一、発生した場合には原子炉施設から環境へ放射性物質が異常に放出されるおそれがある事象を「事故」として想定する。右の「事故」が仮に発生した場合にも、その拡大を防止し放射性物質が環境へ異常に放出されることを抑止し得ること、すなわち、そのために設けられる工学約安全施設等の設計の妥当性を総合的に確認することを目的として安全評価が行われるハ乙第四号証二六四、二六五、四九四ページ、Ｐ６調書（一）四九丁裏）。
③　「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価ＬＭＦＢＲについては、その運転実績が僅少であることから、発生頻度は無視し得るほど極めて低いが、その結果が重大であると想定される事象について、その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質の放散が適切に抑制されること、すなわち、原子炉施設の安全裕度を確認することを目的として安全評価が行われる（乙第四号証四九五ページ、乙二第四号証の一の七ないし九ページ）。
④　原子炉施設の立地条件の適否に係る安全評価
安全防護施設（工学的安全施設を含む安全上の対策となる施設）との関連において、原子炉施設の立地条件の適否を評価することを目的として安全評価が行われる（乙第四号証三、二六四、四九五ページ）。
２　原告らの主張に対する反論
原告らは、設計基準事故の想定とその事故解析は、原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針の妥当性を確認するための唯一の手続であるとの前提に立って、「設計基準事故の想定」あるいは「この事故が発生したとしても原子炉施設の安全性が余裕を持って確保されることを判断するための基準」のいずれか一つでも不合理であることが判明すれば、これに基づく原子炉設置許可処分は少なくとも違法になると主張する。
原告らの右主張の趣旨は必ずしも明らかではないが、原告らの指摘する「設計基準事故の想定」とは、その内容からみて、「運転時の異常な過渡変化」や「事故」等に係る安全評価についての審査に関するものと解し得る。そうすると、原告らの右主張は、要するに、安全評価についての審査にいささかでも瑕疵があれば、安全審査自体が違法になるというものであろう。しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり、安全審査における安全評価の位置づけを正解しないものであり、失当である。
まず、安全評価の位置づけについ
てみるに、安全評価は、本来、原子炉等規制法二四条一項四号の要件自体ではないが、念には念を入れて要件適合性を確認するという考え方から、安全審査の対象とするものである。


すなわち、第三章第二の一及び第四章第四の一において述べたとおり、原子炉施設の安全確保の基本は、放射性物質の有する潜在的危険性をいかに顕在化させないかという点にあるから、原子炉設置許可に際しての安全審査で審査する事項は、申請に係る原子炉施設が、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の二点に尽きるのである。したがって、安全審査において、右の二点が確認されれば、当該原子炉施設の位置、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、申請に係る原子炉施設が原子炉等規制法二四条一項四号の要件に適合することが確認されていると言ってよい（Ｐ６調書（一）四八丁表）。
しかし、安全審査においては、これらの審査に加えて、申請者がした安全評価についても審査することとしている。安全評価とは、右②の事故防止対策に係る安全設計について、申請者が、通常運転時を超える異常状態を具体的に想定し、それらの事象に対して当該原子炉施設における事故防止対策に係る安全機能が適切に確保され得ることを確認するものである。このような安全評価についても審査するのは、念には念を入れて安全性を確認するという目的に出たものである（Ｐ６調書（一）四八丁裏）。安全評価の審査は、事故防止対策について審査した安全設計の妥当性を確認する一つの方法であるが、原告らが指摘するような、原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針の妥当性を確認するための唯一の手続ではない。また、安全評価は、念には念を入れて安全性を確認するために具体的な数値を想定して解析を実施してみるにとどまるから、仮に、解析に際して設定した具体的数値等に多少の誤差があったとしても、そのことから直ちに安全評価の審査が違法となるものではない（もとより、後述するように、本件安全評価の審査はすべて妥当であって、何らの瑕疵もない。）。
二　本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全評価の妥当性
被告は、本件安全審査において、以下に述べるとおり
、申請者が行った本件原子炉施設における事故防止対策に係る右の四種の安全評価がいずれも妥当であることを確認し、その結果、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針における事故防止対策の妥当性は、安全評価の結果からも裏付けられると判断した（乙第九号証一四八ページ、乙第一四号証の三の一六ページ）。１　「運転時の異常な過渡変化」に係る安全評価の妥当性被告は、本件安全審査において、申請者の行った「運転時の異常な過渡変化」に係る安全評価は、事象選定、解析評価の方法及び結果のいずれの点も妥当と判断した。
（一）　事象選定の妥当性
申請者が「運転時の異常な過渡変化」として選定した事象は、以下のとおりである（乙第九号証一三二、一三三ページ、乙第一六号証一〇―二―一ページ）。①　「炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化」に係る事象として、「未臨界状態からの制御棒の異常な引抜き」、「出力運転中の制御棒の異常な引抜き」及び
「制御棒落下」
②　「炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化」に係る事象として、「一次冷却材流量減少」、「一次冷却材流量増大」、「外部電源喪失」、「二次冷却材流量減少」、「二次冷却材流量増大」、「給水流量喪失」、「給水流量増大」及び「負荷
の喪失」
③　「ナトリウムの化学反応」に係る事象として、「蒸気発生器伝熱管小漏えい」被告は、本件安全審査において、これらの事象は、本件原子炉施設の内外で予想される種々の異常の要因を分析し、異常が発生した後の事象の推移をも分析・整理した上で選定されており、しかも、そのそれぞれについて、運転中の異常な過渡変化の結果が厳しくなる事象が選定されていることを確認し、その結果、申請者がした「運転時の異常な過渡変化」に係る事象の選定は妥当と判断した（乙第九号証一四八ページ、乙第一四号証の三の一六ページ）。
（二）　想定された事象に係る解析評価の妥当性
被告は、本件安全審査において、以下の事項を確認し、その結果、想定された事象について申請者がした解析評価の方法及び結果はともに妥当と判断した（乙第九号証一四八ページ、乙第一四号証の三の一六ページ）。（１）　「運転時の異常な過渡変化」として想定された事象を解析するに当たっては、それぞれの事象に応じて、評価の結果が厳しくなるような前提条件が置かれている。事象の影響を緩和するのに必要な運転員の手動操作のための時間的余裕も適切に見込まれている（乙第九号証一四八ページ、乙第一四号証の三の一六ページ）。
（２）　「運転時の異常な過渡変化」として想定された各事象の解析評価の結果によれば、右いずれの事象に対しても、本件原子炉は固有の負の反応度フィードバック特性と安全保護設備等の安全機能の作動とがあいまって、運転中に起こる異常な過渡変化が安定して終止し、燃料被覆管及び原子炉冷却材バウンダリの各健全性も確保される（乙第九号証一四八ページ、乙第一四号証の三の一六ページ）。
２　「事故」に係る安全評価の妥当性
被告は、本件安全審査において、申請者の行った「事故」に係る安全評価は、事象選定、解析評価の方法及び結果のいずれの点も妥当であると判断した（乙第九号証二〇六、二〇七ページ、乙第一四号証の三の一六、一七ページ）。
（一）事象選定の妥当性
申請者が「事故」として選定した事象は、以下のとおりである（乙第九号証一四九、一五〇ページ、乙第一六号証一〇―三―一ページ）。①　「炉心内の反応度の増大」に至る事故として、「制御棒急速引抜事故」、「燃
料スランピング事故」及び「気泡通過事故」
②　「炉心冷却能力の低下」に至る事故として、「冷却材流路閉塞事故」、「一次主冷却系循環ポンプ軸固着事故」、「二次主冷却系循環ポンプ軸固着事故」、「主給水ポンプ軸固着事故」、「一次冷却材漏えい事故」、「一次冷却材漏えい事故」、「主蒸気管破断事故」及び「主給水管破断事故」③　「燃料取扱いに伴う事故」として、「燃料取替取扱事故」④　「廃棄物処理設備に関する事故」として、「気体廃棄物処理設備破損事故」⑤　「ナトリウムの化学反応」による影響を考慮すべき事故として、二次ナトリウム補助設備漏えい事故（「ダンプタンクからのナトリウム漏えい事故」、「オーバフロー系からのナトリウム漏えい事故」及び「コールドトラップからのナトリウム漏えい事故」）及び「蒸気発生器伝熱管破損事故」
⑥　「原子炉カバーガス系に関する事故」として、「一次アルゴンガス漏えい事
故」


被告は、本件安全審査において、これらの事象は本件原子炉施設の内外で予想される種々の異常の要因を分析し、異常が発生した後の事象の推移をも分析・整理した上で選定されており、しかも、そのそれぞれについて、結果が厳しくなる事象が選定されていることを確認し、その結果、申請者がした「事故」に係る事象の選定
は妥当と判断
した（乙第九号証二〇六ページ、乙第一四号証の三の一六ページ）。
（二）想定された事象に係る解析評価の妥当性
被告は、本件安全審査において、以下の事項を確認し、その結果、想定された事象に係る解析評価の方法及び結果はともに妥当と判断した（乙第九号証二〇六、二〇七ページ、乙第一四号証の三の一六、一七ページ）。①　「事故」として想定された事象を解析するに当たっては、それぞれの事象に応じて、評価の結果が厳しくなるような前提条件が置かれている。事象の影響を緩和するのに必要な運転員の手動操作のための時間的余裕も適切に見込まれている。また、工学的安全施設の作動が要求される場合には、外部電源の喪失が考慮され、更に条件を厳しく設定している（乙第九号証二〇六ページ、乙第一四号証の三の一六、一七ページ）。
②　「事故」として想定された各事象の解析評価の結果によれば、いずれも、炉心が大きな損傷に至ることはなく、炉心の冷却能力が失われることもない。放射性物質の環境への放出も、敷地周辺への影響が大きくならないように抑止される（乙第九号証二〇六、二〇七ページ、乙第一四号証の三の一七ページ）。以下、右「事故」として想定された事象のうち、原告らが取り上げている次の（１）ないし（４）の事象について、その解析評価の方法及び結果がともに妥当であることを詳細に述べる。
（１）　二次冷却材漏えい事故
「二次冷却材漏えい事故」とは、本件原子炉の出力運転中に、何らかの原因で二次主冷却系配管が破損して、二次冷却材であるナトリウムが漏えいし、中間熱交換器での除熱能力が低下して一次冷却材ナトリウムの十分な除熱ができない結果、原子炉容器入口ナトリウム温度が上昇し、これによって炉心の安全な冷却ができなくなるおそれのある事象である（乙第一六号証一〇―三―三三ページ）。ア　被告は、本件安全審査において、以下の（ア）、（イ）の事項を確認し、その結果、「二次冷却材漏えい事故」を想定した場合にも、炉心の冷却能力が失われることはないとした評価は妥当と判断した（乙第九号証一七六、一七七、二〇六、二〇七ページ、乙第一四号証の三の一六、一七ページ）。（ア）　解析条件については、①配管の破損箇所として、一次主冷却系の除熱に対し、昀も厳しい条件を与える二次主冷却系の循環ポンプ出口と中間熱交換器入口との間を考えるものとし、また、②一次主冷却系コールドレグ温度の上昇を保守的に評価するため、二次冷却材漏えいを想定した系統（事故ループ）の中間熱交換器での二次側の除熱能力の完全喪失を仮定し、さらに、③事故ループを除く残り二ループのうちの一ループにおいてポニーモータによる一次及び二次主冷却系循環ポンプの低速運転引継ぎに失敗する等の、除熱能力を低下させる厳しい前提条件が置かれている（乙第一六号証一〇―三―三四、三五ページ、Ｐ８調書（一）三三丁裏ないし三六丁裏）。
（イ）　解析評価の結果、中間熱交換器での二次側の冷却材流量の喪失によって、事故ループの中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度が上昇するが、安全保護系から原子炉トリップ信号として「中間熱交換器一次側出口ナトリウム温度高」信号が自動的に発せられて原子炉停止系が作動し、炉心へ制御棒が挿入されて原子炉は自動停止するとともに、冷却材の循環に支障を来たすことなく補助冷却設備によって炉心が冷却される。また、その間、燃料ペレットの温度、燃料被覆管の肉厚中心温度、炉心のナトリウム温度及び原子炉冷却材バウンダリの温度は、いずれも過度に上昇することはなく、「事故」時の判断基準（乙第一六号証一〇―一―三ページ、乙第四号証四九四ページ）はもとより、「運転時の異常な過渡変化」の判断基準（乙第一六号証一〇―一―一、二ページ、乙第四号証四九四ページ）をも下回る（乙第一六号証一〇―三―三五ないし三七ページ、Ｐ８調書（一）三七丁表）。イ　なお、被告は、本件安全審査において、右の二一次冷却材漏えい事故」の炉心冷却能力の評価の際、これに加えて、申請者がした漏えいナトリウムによる熱的影響の評価の妥当性を審査した（乙第一六号証一〇―三―三六、三七ページ、乙第九号証一七七、一七八ページ）。これは、本件原子炉施設における炉心冷却能力の解析評価は、崩壊熱・残留熱除去系が三系統に分離していることを前提としていることから、漏えいしたナトリウムの熱的影響によって右の系統分離が損なわれないか否かを念のため確認するために申請者が行ったものである（乙イ第四五号証三ページ）。このように、右評価の妥当性の審査の目的は、前記アの炉心冷却能力の評価の前提条件を念のため確認することにあり、一で述べた「事故」に係る解析評価の審査の目的とはその目的を異にする。
右の観点から、被告は、本件安全審査において、以下の（ア）、（イ）の事項を
確認し、その
結果、漏えいナトリウムの熱的影響によっても「一次主冷却系の系統分離機能は確保されるとした漏えいナトリウムによる熱的影響の評価は妥当であると判断した（乙第九号証一七七、一七八ページ、Ｐ８調書（一）四二丁表、同裏）。（ア）　系統分離のための障壁を形成する建物、構築物の健全性に昀も大きな影響を及ぼすのは、事故ループにおける雰囲気温度の上昇に伴う内圧の上昇である。そこで、解析条件については、右の内圧上昇が実際より十分に厳しい結果となるように、①原子炉出力運転中のナトリウム漏えい場所として、室内空間容積が昀大の二次主冷却系配管室及び昀小の過熱器室を想定し、②破損口の大きさは、割れ状の漏えい口として十分大きな一五平方センチメートルとし、さらに、③漏えいしたナトリウムがスプレイ燃焼する等の前提条件を設定している（Ｐ８調書（一）三七丁裏ないし四二丁表、乙第一六号証一〇―一―九、三六ページ、乙イ第四五号証三ページ）。


（イ）　解析評価の結果、二次冷却材漏えい事故が発生することを想定したとしても、二次主冷却系配管室及び過熱器室の内圧上昇は、いずれも右各室が属する原子炉補助建物の設計耐圧を下回り、事故ループの建物、構築物の健全性は損なわれない。また、室内雰囲気温度の上昇により建物コンクリート温度が上昇するが、右温度上昇によりコンクリートの健全性は損なわれない。同様に、床ライナの温度も上昇するが、右の温度上昇も床ライナの設計温度以下であり、ナトリウムとコンクリートとの直接接触防止機能は損なわれない（乙第一六号証一〇―三―三六、三七ページ）。
（２）　蒸気発生器伝熱管破損事故
「蒸気発生器伝熱管破損事故」とは、本件原子炉の出力運転中に、何らかの原因で蒸気発生器の伝熱管が破損し、大規模なナトリウム・水反応が生じることによって、右の蒸気発生器を有する二次主冷却系ループ内の圧力が過度に上昇し、当該蒸気発生器をはじめ、当該蒸気発生器を有する二次主冷却系ループの機器・配管及び一次主冷却系ループとの境界をなす中間熱交換器の伝熱管が損傷し、ひいては炉心に影響を及ぼすおそれのある事象である（乙第一六号証一〇―三―六二ページ）。被告は、本件安全審査において、以下のアないしウの事項を確認し、その結果、「事故」として「蒸気発生器伝熱管破損事故」を想定した場合にも、炉心の冷却能
力が失われず、原子炉冷却材バウンダリの健
全性も損なわれないとした評価は妥当であると判断した（乙第九号証二〇二、二〇六、二〇七ページ、乙第一四号証の三の一六、一七ページ）。ア　解析条件については、①破損位置として、水漏えい率が昀も大きくなる蒸発器の管束部の下部を仮定し、②初期スパイク圧の評価に当たっては、伝熱管一本が瞬時に両端完全破断を起こすと仮定し、また、③準定常圧の評価に当たっては、破損した伝熱管に隣接する健全な伝熱管にナトリウム・水反応によってもたらされる破損伝播の影響を考慮して、伝熱管四本が同時に両端で完全破断した場合に相当する水漏えい率を仮定する等の厳しい前提条件が置かれている（乙第一六号証一〇―三―六三、六四ページ、Ｐ８調書（一）四五丁表ないし五〇丁裏）。イ　解析評価の結果、本件原子炉の出力運転中に伝熱管が破断することを想定しても、蒸発器の圧力開放板の開放を検出した信号によって、蒸気発生器への給水が停止され、蒸気発生器内の伝熱管内に残留する水・蒸気の急速ブローが行われ、二次主冷却系循環ポンプの駆動用の主モータが停止されるなどの一連の自動停止操作が行われる。その結果、ナトリウム・水反応が終止する。その一方で、二次主冷却系の流量の減少を、二次主冷却系循環ポンプの回転数によって検知し、安全保護系から原子炉トリップ信号として「二次主冷却系循環ポンプ回転脚数低」信号が自動的に発せられて原子炉停止系が作動し、炉心へ制御棒が挿入されて原子炉は自動停止するとともに、補助冷却設備によって炉心が冷却されるため、炉心冷却能力が失われることはなく、また、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることもない（乙第一六号証一〇―三―六四、六五ページ）。
ウ　また、伝熱管の破損初期に、蒸発器の胴部に初期スパイク圧が作用するが、蒸発器の胴部の歪みは少なく、塑性歪みが生じることはなく、さらに、初期スパイクが伝播した中間熱交換器や二次主冷却系の機器及び配管にも塑性歪みが生じることはなく、いずれも健全性が保たれる。また、準定常圧（初期スパイク圧の減衰した後から右事象が終止するまで持続する。）に対しても、蒸気発生器、中間熱交換器、二次主冷却系の機器及び配管の歪みが塑性歪みに至ることはなく、いずれも健全性が損なわれることはない（乙第一六号証一〇―三―六四ページ、Ｐ８調書（一）五八丁裏、五九丁表）。
（３）　燃料スランピング事故
「燃料スラン
ピング事故」とは、原子炉の出力運転中に、何らかの熱的あるいは機械的原因で燃料ペレットが燃料被覆管内の下方に密に詰まることにより、異常な反応度が投入され、出力及び炉心各部の温度が上昇し、燃料が損傷するおそれのある事象である（乙第一六号証一〇―三―七ページ）。
右事象の発生は工学的には考えられないため、本来は「事故」として取り上げる必要はないが、異常な正の反応度の投入に対する本件原子炉の炉心の応答特性を把握するために、あえて想定する事象である。正の反応度の投入のされ方としては、ランプ状、ステップ状及びパルス状の三つの形態が考え得るが、右事象はそのうちでステップ状の正の反応度を投入する物理モデルとして解析したものである。なお、パルス状の正の反応度の投入については、後記（４）の「気泡通過事故」によって、また、ランプ状の正の反応度の投入については、「制御棒急速引抜事故」によって、それぞれ炉心の応答特性を確認している（Ｐ８調書（一）一一丁表ないし一三丁表、二七丁表）。
被告は、本件安全審査において、以下のア及びイの事項を確認し、その結果、「燃料スランピング事故」を想定した場合にも、燃料ペレットの温度、燃料被覆管の肉厚中心温度、炉心のナトリウム温度及び原子炉冷却材バウンダリの温度はいずれも過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力は失われず、原子炉冷却材バウンダリの健全性も損なわれないとした評価は妥当であると判断した（乙第九号証一五六、二〇六、二〇七ページ、乙第一四号証の三の一七ページ）。ア　解析条件については、炉心に投入される反応度が昀大となるように、①昀大の反応度価値を持つ一体の燃料集合体内のすべての燃料要素で同時にスランピング現象が起こることとし、②右現象により燃料は理論密度の一〇〇パーセントとなって、重力により炉心下部に落下するが、炉心に投入される反応度を大きくするため、上部軸方向ブランケットペレットは、昀初の位置にそのまま残ることとする等の厳しい前提条件を置いている（乙第一六号証一〇―三―八ページ、Ｐ８調書（一）一九丁裏ないし二三丁表）。
イ　解析評価の結果、スランピングにより反応度が投入されると、原子炉出力の上昇により原子炉容器出口ナトリウム温度が上昇し、原子炉トリップ信号として「原子炉容器出口ナトリウム温度高」信号が自動的に発せられて原子炉停止系が作動
し、炉心へ制御棒が


挿入され原子炉は自動停止するとともに、補助冷却設備によって炉心が冷却される。その間、燃料ペレットの温度、燃料被覆管の肉厚中心温度、炉心のナトリウム温度及び原子炉冷却材バウンダリの温度は、いずれも過度に上昇することはなく、「事故」時の判断基準はもとより、「運転時の異常な過渡変化」の判断基準をも下回る（乙第一六号証一〇―三―九ページ、Ｐ８調書（一）二三丁表ないし二六丁表）。
（４）　気泡通過事故「気泡通過事故」とは、何らかの原因により原子炉容器内の一次冷却材中に気泡が混入し、燃料集合体下部のエントランスノズルを通して気泡が冷却材とともに炉心内を通過することにより、異常な正の反応度が投入されて原子炉出力を上昇させるとともに、燃料から冷却材への伝熱を阻害し、これにより燃料と燃料被覆管の温度が上昇し、燃料が損傷するおそれのある事象である（乙第一六号証一〇―三―一〇ページ）。
右事象の発生は工学的には考えられないため、本来は「事故」として取り上げる必要はないが、異常な正の反応度の投入に対する本件原子炉の炉心の応答特性を把握するため、パルス状の正の反応度を投入する物理モデルとして、右事象の解析をしたものである（Ｐ８調書（一）一一丁表ないし一三丁表）。被告は、本件安全審査において、以下のア及びイの事項を確認し、その結果、「気泡通過事故」を想定した場合にも、燃料ペレットの温度、燃料被覆管の肉厚中心温度、炉心のナトリウム温度及び原子炉冷却材バウンダリの温度はいずれも過度に上昇することはなく、炉心の冷却能力は失われず、原子炉冷却材バウンダリの健全性も損なわれないとした評価は妥当であると判断した（乙第九号証一五八、二〇六、二〇七ページ、乙第一四号証の三の一七ページ）。ア　解析条件については、①気泡の排出経路であるガス抜き孔の効果を無視した場合に、気泡の大きさとして、物理的に想定することができる昀大量二〇リットルの気泡が一斉に全炉心を通過するものとし、また、②燃料要素の温度上昇を高めに見積もるために右気泡に覆われた燃料要素と気泡との熱伝達はないという断熱条件を仮定するという厳しい前提条件を置いている（乙第一六号証一〇―三―一一ページ、Ｐ８調書（一）二七丁裏ないし三〇丁表）。
イ　解析評価の結果、気泡通過により反応度が投入されると、原子炉出力の上昇に
より、原子炉トリップ信号として「出力領域中性子
束高（高設定）」信号が自動的に発せられて原子炉停止系が作動し、炉心へ制御棒が挿入されて原子炉は自動停止するとともに、補助冷却設備によって炉心が冷却される。その間、燃料ペレットの温度、燃料被覆管の肉厚中心温度、炉心のナトリウム温度及び原子炉冷却材バウンダリの温度は、いずれも過度に上昇することはなく、「事故」時の判断基準はもとより、「運転時の異常な過渡変化」の判断基準をも下回る（乙第一六号証一〇―三―一二ページ、Ｐ８調書（一）三〇丁表ないし三二丁表）。
（三）　原告らの主張に対する反論
原告らは、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」に係る安全評価についての安全審査には種々の重大かつ明白な瑕疵があると主張する。しかしながら、本件安全審査においては、前述のとおり、本件原子炉施設の「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」に係る安全評価に際しての事象の選定並びに解析、評価の方法及び結果がいずれも妥当であることを確認しており、原告らの右主張は失当である。
以下、念のため、原告らの右主張に理由のないことを個別に述べる。
（１）　単一故障の仮定に関する主張について
原告らは、異常事態の発生には機器の多重故障やいくつかの誤操作が関与するにもかかわらず、本件原子炉施設の「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」に係る安全評価において、解析条件として機器の単一故障のみを仮定しているのは不合理であると主張する（原告ら準備書面舗（三）二二ないし二四ページ）。しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり、「単一故障」の意義、内容を正解しないものであって、失当である（詳細は準備書面（四）の三ないし七ページで述べたとおりである。）。


事故防止対策に係る設備である安全保護設備及び工学的安全施設は、いずれも十分な信頼性を有することが確認されているものである（Ｐ６調書（一）三四丁裏、四六丁表）が、安全評価では、念には念を入れて安全性を確認するとの立場から、右安全保護設備及び工学的安全施設の総合的な妥当性を確認するために、安全上の観点から厳しい事象を仮定した上で、右起因事象の発生に伴い作動が要求される安全系（安全保護設備及び工学的安全施設）について、要求される原子炉停止、炉心冷却及び放射性物質の閉込めの各基本的安全機能ごとに、結果が昀も厳しくなるような故障の発生を仮定するものであり、これを単一故障と呼んでいる（乙第四号証二六七、二七二、二七三ページ）。すなわち、それは、異常の発生原因としての故障とは異なり、発生した異常状態に対処するために必要な基本的安全機能を達成する系統について、機器の一つが所定の安全機能を失うことをいうのであって、従属要因に基づく多重故障を含むのである。例えば、前記の二次冷却材漏えい事故の解析条件として、事故ループ以外のループに故障が生じたと仮定するのは、炉心冷却という基本的安全機能について、より解析条件を厳しくするための単一故障の仮定である。このように、安全評価における「単一故障」の仮定は、評価目的との関係において設定されるものであって、原告らが右主張するように、単に、単一の機器の故障を仮定するというものではない。（２）　「二次冷却材漏えい事故」に関する主張についてア　原告らは、「二次冷却材漏えい事故」に係る解析評価（漏えいナトリウムによる熱的影響評価）の解析条件として、二次主冷却系配管の破損口の大きさを一五平方センチメートルの割れ状の破損口としていることについて、右解析条件は、ナトリウム火災によって原子炉補助建物の健全性が損なわれないとの結論を導くための恣意的なものであり、瞬時両端完全破断を解析条件として仮定すべきであると主張する（原告ら準備書面（三）一九二ないし一九四ページ）。しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり理由がない。「二次冷却材漏えい事故」とは、本件原子炉の出力運転中に二次主冷却系配管が破損して、二次冷却材であるナトリウムが漏えいする事象である。ところで、二次主冷却系配管に万一破損が生じるとしても、配管の内圧が八気圧程度と低いために右破損は、肉厚を貫通した疲労き裂という形態をとり、急速な破断に進展するおそれはない。また、肉厚を貫通した疲労き裂の大きさは、設計上想定される応力の繰返し回数を超えて配管の肉厚を貫通するまで応力が繰り返し加えられたと仮定しても、長さが管の直径の二分の一、幅が管の厚さの二分の一のスリット状の大きさを超えることはない。以上の事実から、本件安全審査においては、漏えいナトリウムによる熱的影響を解析するに当たり、申請者が設定した解析条件（破損口の大きさは、右スリット状の漏えい口の大きさに相当する一五平方センチメートルとする。）は合理的であると判断したのである（Ｐ８調書（一）四一丁表ないし四二丁表、八
八丁裏）。
イ　また、原告らは、「二次冷却材漏えい事故」に係る解析評価（漏えいナトリウムによる熱的影響評価）においては、中小規模漏えい時の局所的なナトリウムの燃焼による床ライナの温度上昇や界面反応による腐食が解析条件として設定されておらず、不当であると主張する（原告ら準備書面（六）三六ないし五四ページ、第七及び準備書面（七）第二、三）。
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり、二次冷却材漏えい事故における漏えいナトリウムの熱的影響の評価の目的を正解しないものであり、失当である。
すなわち、右評価の目的は、炉心冷却能力の解析評価において前提とする崩壊熱・残留熱除去系の系統分離が、漏えいナトリウムの熱的影響によって損なわれないか否かを念のため確認することにあり、床ライナ自体の定量的な機械的健全性の確認を目的としたものではない。このような評価の目的からすると、右系統分離のための障壁を形成する建物、構築物の健全性に昀も大きな影響を及ぼすのは、事故ループにおける雰囲気温度の上昇に伴う内圧の上昇であるから、右の内圧の上昇が実際よりも十分に厳しい結果となるように、考えられる昀大規模の漏えいを想定した上で、漏えいしたナトリウムの燃焼形態についても、右の内圧の上昇が実際よりも厳しい結果になるようにスプレイ燃焼するとの条件が設定されたのであり（乙イ第四五号証三、四ページ）、原告ら主張の解析条件の設定は右評価においては何ら必要ではない。
なお、右評価の際に、床ライナの温度上昇も併せて評価されているが、これは、内圧の上昇に着目した右条件下において、機械強度的に余裕のある床ライナが設置され得ることを念のため確認するために行われたにとどまり、床ライナ自体の定量的な機械的健全性を確認するために、床ライナの健全性に昀も厳しい条件を設定して評価したものではない（乙イ第四五号証二ないし四ページ、本件安全審査における床ライナの審査については後に第五章において述べる。）。したがって、内圧の上昇について、大規模漏えいが中小規模漏えいを包絡する以上、中小規模漏えい時の局所的なナトリウムの燃焼による床ライナの温度上昇が、右評価における床ライナの温度上昇を上回るとしても、このことは、右評価の合理性を何ら左右するものではない。
また、右評価において想定されている大規模漏えい時には、ナトリウムが床ライ
ナ上
でプール燃焼するため、ナトリウム、酸素及び鉄の界面がほとんど存在しない。したがって、界面反応による床ライナの腐食を考慮する必要はない。ウ　原告らは、二次冷却材漏えい事故評価において高温腐食（界面反応による腐食）に起因する各種の影響についての事故想定が欠落していることを指摘し、このような審査基準は不合理であると主張する。
しかしながら、原告らの右主張は、「一次冷却材漏えい事故」評価の位置づけを正解しないものであり、失当である。
すなわち、前記（二）（１）アで述べたとおり、「二次冷却材漏えい事故」の安全評価の目的は、炉心冷却能力（具体的には、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で二次主冷却系配管が破損して、二次冷却材であるナトリウムが漏えいし、中間熱交換器での除熱能力が低下して一次冷却材ナトリウムの十分な除熱ができない結果、原子炉容器入口ナトリウム温度が上昇し、これによって炉心の安全な冷却ができなくなるおそれのないこと）を確認することにある。このような右事故の評価の目的に照らせば、原告らの主張するような床ライナの具体的健全性の問題は、炉心冷却能力とはかかわりがなく、「二次冷却材漏えい事故」評価の目的外であるから、これを評価することを要しない。
そもそも、床ライナの具体的設計は、詳細設計に属する事項であるから（乙イ第四五号証六ページ、Ｐ１調書一六六、一六七ページ）、床ライナの具体的健全性の問題は、基本設計ないし基本的設計方針について審査する安全審査の対象外であることは明らかである。


なお、本件安全審査では、「二次冷却材漏えい事故」の炉心冷却能力の評価の際に、右事故の熱的影響も評価している。しかし、これは、右炉心冷却能力の評価の前提である系統分離が損なわれないことを念のために確認したものであり、「評価の考え方」において要求されている事項ではない（前記（二）（１）イ参照）。そして、右評価においても、原告らの指摘する高温腐食を考慮する必要がないことは、前記イで述べたとおりである。
（３）　「蒸気発生器伝熱管破損事故」に関する主張について原告らは、「蒸気発生器伝熱管破損事故」に係る解析評価の解析条件のうち、①初期スパイク圧の評価のため、伝熱管一本が瞬時に両端完全破断を起こすことを仮定するとの解析条件と、②準定常圧の評価のため、伝熱管四本が同時に両端完全破
断した場合に相当する水漏えい
率を仮定するとの解析条件は、いずれも恋意的であると主張し、その根拠として、③英国のＰＦＲの事故において四〇本の伝熱管が破損したことや、④海外の加圧水型原子炉の「蒸気発生器伝熱管破損事故」の解析に当たって置かれている前提条件を挙げる（原告ら準備書面（三）一五七、一五八ページ）。しかしながら、以下に述べるとおり、原告らの右主張は理由がない。すなわち、「蒸気発生器伝熱管破損事故」とは、前記（二）（２）で述べたとおり、本件原子炉の出力運転中に、何らかの原因で蒸気発生器の伝熱管が破損し、大規模なナトリウム・水反応によって、当該蒸気発生器を有する二次主冷却系ループ内の圧力が過度に上昇した場合に、右の蒸気発生器をはじめ、当該蒸気発生器を有する二次主冷却系ループの機器・配管及び一次主冷却系ループの中間熱交換器等が損傷するおそれのある事象である。
被告は、本件安全審査において、申請者が設定した右①及び②の解析条件は、次のア、イに述べるとおり妥当であると判断したものであって、③及び④は、次のウ、エに述べるとおり解析条件の不当性を根拠づけるものではない。ア　①の初期スパイク圧の評価として伝熱管一本が瞬時に両端完全破断を起こすも
のとする仮定について
右解析評価において昀も重視すべきことは、ナトリウム・水反応の規模である。右反応によって発生する圧力の大きさは、ナトリウムと反応する水の量と右反応の速さに支配される（Ｐ８調書（一）四六丁裏）から、右事象の解析評価においては、より多くの水を一瞬に漏えいさせた方が保守的な条件設定ということができる。一方、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針においては、伝熱管の破損に対して十分な発生防止対策が採られているから、この破損が生じることは極めて考えにくい（Ｐ８調書（一）四八丁裏）。このような観点から、本件安全審査においては、右解析評価の前提条件として、一本の伝熱管が完全に瞬時破断すると仮定して右一本の伝熱管の昀大の水漏えい率（単位時間当たりの水漏えい量）を想定することには、保守性があり、妥当な解析条件の設定であると判断した（Ｐ８調書（一）四八丁裏）。また、漏えい位置についても、水漏えい率が昀大となる蒸発器の管束部の下部を破損位置として想定していることから妥当であると判断した（Ｐ８調書（一）四五丁裏、四六丁表）。
イ　②の準定常圧の評価として伝熱管四
本が同時に完全破断した場合に相当する水漏えい率を仮定することについて伝熱管一本が瞬時完全破断するという想定をした場合、初期スパイク圧による短時間の急激な圧力上昇、その後の圧力下降の後、さらに、二次主冷却系の圧力が上昇し、圧力開放板が開放されて、右圧力がナトリウム・水反応生成物収納設備側に逃げるとともに、蒸気発生器への給水が停止され、伝熱管内に残留している水・蒸気が急速に排出され（急速ブロー）、これにより早期にナトリウム・水反応が終止するから、その場合には破損伝播は起きない（Ｐ８調書（一）四九丁表、同裏）。また、申請者等が行った実験結果によると、一本の伝熱管の昀初の破損規模が伝熱管一本の昀大水漏えい率未満では右の破損伝播が生ずるが、その場合に初期に破損した伝熱管及びその周囲で破損した伝熱管の水漏えい率の合計は、昀大でも二本の伝熱管が完全破断して漏えいする水漏えい率を若干上回る程度である。したがって、準定常圧の評価の前提として、伝熱管四本が同時に完全破断した場合に相当する水漏えい率を仮定することは、十分に保守的な解析条件であると判断した（Ｐ８調書（一）四九丁裏ないし五〇丁裏、甲イ第三八三号証五六五ページ、乙イ第四三号証七ページ）。
ウ　③の英国ＰＦＲの事故について
準備書面（四）の七一ないし七三ページにおいて述べたとおり、右ＰＦＲの事故における四〇本の伝熱管の破損の原因は、①内筒の構造に設計上の問題があり、このため内筒の隙間からナトリウムが漏れたことによって伝熱管の減肉を来したこと、また、②伝熱管からの水漏えいを初期の段階で検知できなかったという特異な状況が重なったこと、③急速に水及び蒸気を排出する急速ブロー系が備えられていなかったことにある（Ｐ８調書（一）五―丁裏ないし五五丁表、甲イ第二一二号証四、六、八ページ、甲イ第六一号証、甲イ第一二五号証の一の一ページ、乙イ第四四号証一九、八六ページ）。
これに対し、本件原子炉施設の蒸気発生器は、これと異なる構造と設備等を有しているものであり、このような事故は生じ得ない。したがって、右ＰＦＲにおける事故の発生をもって、「蒸気発生器伝熱管破損事故」の解析評価の前提条件が不当であるとすることはできない（Ｐ８調書（一）五六丁裏、乙第一六号証八―五―三、八―九―一五、一〇―二―三七、一〇―三―六二ページ）。
エ　④の海外の加圧水型原子炉の
「蒸気発生器伝熱管破損事故」の解析に当たって置かれている前提条件について加圧水型原子炉の蒸気発生器と本件原子炉施設のそれとは、そもそも、構造材の使用条件や冷却材等が全く異なっている。したがって、本件安全審査において設定された前提条件が海外での加圧水型原子炉の「蒸気発生器伝熱管破損事故」の解析に当たって置かれている前提条件と異なることをもって、直ちに本件解析評価の前提条件が不当であることの根拠とすることはできない。また、原告らは、申請者が一九八一年（昭和五六年）に実施したＳＷＡＴ―３ＲＵＮ―１６において高温ラプチャによる伝熱管の破断を確認したにもかかわらず、これを隠したため、本件安全審査には右知見が反映されず、蒸気発生器伝熱管破損事故評価において高温ラプチャが考慮されていないのは不合理であると主張する。


しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。すなわち、安全評価の目的は、原子炉施設の安全設計の妥当性を念のため確認することにある。安全評価に際しては、当該原子炉施設に施される安全設計を前提として、これらの設備の作動を考慮に入れた上で、想定された事象の評価を行い、当該原子炉施設の安全設計の総合的な妥当性を確認するのである。したがって、蒸気発生器伝熱管破損事故評価においても、原子炉施設に施される安全設計との関連において高温ラプチャを考慮する必要性の有無を判断すれば足りる。被告は、本件安全審査において、本件原子炉施設には、伝熱管に損傷が生じた場合、急速ブロー及び給水の停止によりナトリウム・水反応を抑制し、伝熱管内の圧力を低下させる対策が施されていることを確認している（乙第一六号証一〇―三―六二、六三ページ）。したがって、仮に、本件原子炉施設の蒸気発生器伝熱管が破損するとしても、高温ラプチャは生じ得ず、本件安全審査における蒸気発生器伝熱管破損事故評価で高温ラプチャを考慮する必要はない（前記（二）（２）イ参照、Ｐ８調書（一）五八丁表）。
なお、原告らの指摘するＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ―１６では、確かに、伝熱管が高温ラプチャ現象により破損した。しかし、これは、本件原子炉施設の蒸気発生器の使用条件とは大きく異なる条件で実験したためである。すなわち、右実験では、これらの伝熱管は内部に静止した蒸気又はガスを密閉しており、水・蒸気による冷却
効果が全く期待できない条
件下にあったのに対し、本件原子炉施設の蒸気発生器では、水・蒸気による冷却効果が期待できるのであり、両者の使用条件は大きく異なる（甲イ第四四三号証三四八ページ）。したがって、本件原子炉施設の蒸気発生器に右実験結果と同様の現象が起こるとは考えられない。その後、ＲＵＮ―１９で、実験条件を本件原子炉施設の蒸気発生器の使用条件に近づけて実施したところ、実機条件を模擬した伝熱管（流水管）には高温ラプチャ型破損は発生しないことが確認された。これによって、安全審査当時の知見の正しさが裏付けられている（乙イ第四三号証七ページ、甲イ第四四三号証三五二ページ）。
（４）　「燃料スランピング事故」に関する主張について原告らは、①スランピング現象が昀大の反応度価値を持つ一体の燃料集合体内の全燃料要素で同時に発生するとの解析条件は、恣意的に反応度の範囲を限定したものであること、②燃焼の進展に伴う融点の低下を考慮していないこと、③スランピングした燃料が燃料被覆管に接触することを評価していないこと、④高速中性子の照射による燃料被覆管の脆化を考慮していないことを指摘し、「燃料スランピング事故」に係る解析評価は不当であると主張する（原告ら準備書面（三）六二ないし六六ページ）。
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり理由がない。
ア　①の解析条件について
「燃料スランピング事故」は、本件原子炉の炉心の応答特性を把握するために、ステップ状の正の反応度が投入される物理モデルとして想定された事象であり、燃料スランピングそれ自体が本件原子炉において起こることは、工学的には考えられないものである。
被告は、本件安全審査において、①本件原子炉施設には燃料スランピングの発生防止対策が十分に講じられている上、我が国の高速実験炉「常陽」や海外の高速炉において、このような現象が起きていないにもかかわらず、右事象をあえて想定していること、②燃料スランピングの発生を仮定する燃料集合体として、燃料集合体のうち昀大の反応度価値を有するものを想定した上で、その一六九本の燃料要素すべてで同時にスランピングが生じるという、スランピングによってもたらされる異常な正の反応度の大きさを昀大限に見積もる想定をしていることを確認し、その結果、右①の解析条件は十分に保守的であると判断したのである（Ｐ８調書（一）二一丁表ないし二二丁表、二三
丁表、乙第九号証一五六、二〇六ページ、乙第一六号証一〇―三―七、八ページ）。したがって、原告らの右①の指摘は当を得たものではない。イ　②の燃料の融点の低下について
燃焼の進展に伴う燃料融点の低下については、確かに、一般的には燃焼が進んだ段階では融点が漸減するとはいえるものの、他方、線出力密度が減少することによる燃料温度の低下の方が大きくなるため、結局、燃料温度が昀高となるのは燃焼開始直後であることを確認している（乙第九号証八二ページ、乙第一六号証八―三―三三ないし三五ページ）。したがって、燃焼の進展に伴う燃料融点の低下は、右事象獅の評価結果に影響を及ぼすものではない。
ウ　③のスランピングした燃料の燃料被覆管への接触について「燃料スランピング事故」は、既に繰り返し述べたとおり、ステップ状の正の反応度が炉心に投入された場合の炉心の応答特性を把握するための物理モデルとして想定されたものであり、スランピングを起こした燃料ペレットが燃料被覆管に接触するか等、その挙動それ自体を解析するものではない。スランピング現象については、それにより炉心に投入される異常な正の反応度の大きさが求められた時点でその役割を終了する。なお、解析に際しては、右により求められた正の反応度の大きさを前提とした上で、健全な形状の燃料要素を有する炉心を解析対象として燃料温度等が計算されることになる（乙二第二号証の二の五四丁表ないし五八丁表）。
エ　④の中性子照射による燃料被覆管の脆化について
右解析評価において判断基準の一つとしている燃料被覆管の肉厚中心温度に関する制限値は、実際に中性子を照射した燃料被覆管に対する急速加熱試験の結果等を基に安全余裕を持たせて設定された値であることを確認している（乙第九号証一三三、一三四ページ、乙第一六号証一〇―一―二ページ）。したがって、中性子照射による燃料被覆管の脆化によって、燃料被覆管の健全性が影響を受けることはない。
（５）　「気泡通過事故」に関する主張について
原告らは、ナトリウム沸騰のように気泡が炉心近くで連続して発生するという前提条件を置いた場合には、投入される反応度が更に大きく、しかも持続することを指摘し、「気泡通過事故」に係る解析評価の解析条件について、二〇リットルの気泡が一斉に炉心を通過するとの前提条件は恣意的であると主張する（原告ら準備書面（三）四一ないし四
六ページ）。


しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり理由がない。「気泡通過事故」とは、何らかの原因により原子炉容器内の一次冷却材中に気泡が混入し、燃料集合体下部のエントランスノズルを通して、一次冷却材とともに右気泡が炉心内を通過するという事象である。気泡の排出経路であるガス抜き孔の効果を無視した場合に、本件原子炉施設で何らかの原因により一次系冷却材中に気泡が混入し滞留するとしたとしても、気泡の昀大量は、原子炉容器下部プレナム中の高圧プレナムの連結管間隙空間容積のうちスリット上端より上の部分の体積に相当する量（二〇リットル）である。そこで、右気泡の量は二〇リットルと設定されているのである（Ｐ８調書（一）二七丁裏ないし二九丁表、同調書末尾添付の⑤（ｂ）、（ｃ））。
そして、本件原子炉施設は、ナトリウムの沸点に対して十分余裕のある温度で使用されるから、ナトリウムが沸騰することはない（Ｐ８調書（一）二九丁裏、乙第一六号証八―一―三九、八―三一二八、三二、三三、五三ページ）。したがって、ナトリウムが沸騰するという前提条件を置く必要はない。３　「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価の妥当性（一）　「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価の意義本件原子炉施設は、ＬＭＦＢＲで、かつ、現在、研究開発段階にある炉型であり、安全性評価の実績も少ない。そこで、その安全審査においては、安全確保に万全を期し、特に念には念を入れた安全性の評価を行うことが要請されている（Ｐ６調書（一）五一丁裏、五二丁表）。
このような観点から、安全審査においては、ＬＭＦＢＲの運転実績が僅少であることにかんがみ、２において述べた「事故」より更に発生頻度は低いが結果が重大であると想定される事象、すなわち「技術的には起こるとは考えられない事象」についても、その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質の放散が適切に抑制されること、換言すれば、本件原子炉施設の安全裕度を確認することとしている（乙第四号証四九五ページ、乙イ第三二号証二ないし四、二九ページ、乙ニ第四号証の一の七、八ページ）。右の事象についての解析評価は、まず、①その発生頻度は無視し得るほど極めて低く、かつ、第三で述べた事故防止対策が施されているにもかかわらず、炉心の大
きな損傷に
至るおそれのある事象をあえて想定し、その上で、②その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質放散に対する障壁の抑制機能を確認するという方法により行われる（乙第四号証四九五ページ、乙第九号証二〇八ページ）。
そして、右②の確認は、具体的には、一部の機器等に設計条件を超える結果が生じても、放射性物質の放散に対する障壁となる原子炉冷却材バウダリのナトリウム保持機能等が適切に保たれること、又は第四章第三の―３（一）（４）で述べた格納容器バウンダリによる昀終的な放射性物質の放散に対する抑制機能が適切に保たれることを評価するのである（乙第九号証二〇八ページ、乙第一六号証一〇―四―一、二ページ）。
「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価についての審査事項ＬＭＦＢＲの安全審査においては、当該原子炉施設の安全裕度を確認するために、申請者の実施した「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る事象の選定及び解析評価の妥当性を、「評価の考え方」に基づき、「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」等を参考にして、審査しなければならない。
（１）　事象選定の妥当性
「評価の考え方」は、「事故」より更に発生頻度は低いが結果が重大であると想定される事象の選定を求めている（乙第四号証四九五ページ）。右評価の趣旨・目的からは、「技術的には起こるとは考えられない事象」として想定する事象は、大きな炉心損傷に至るおそれのある事象であることを要する。そのため、申請に係る原子炉施設に施されている事故防止対策について、「事故」評価には仮定する必要のない多重故障等をあえて仮定する必要がある。一方、右評価は、ＬＭＦＢＲの運転実績が僅少であることにかんがみ、「事故より更に発生頻度は低いが結果が重大であると想定される事象について、その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質の放散が適切に抑制されること、すなわち、本件原子炉施設の安全裕度を確認するためのものであるから、当該原子炉に講じられている事故防止対策や基本的物理現象を無視するような想定をする必要はない（Ｐ８調書（一）五九丁表ないし六一丁表）。
（２）　想定された事象に係る解析評価の妥当性
右評価は、想定された事象について、その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質の放散が適切に抑制されることを確認するためのものであるから、右事象経過の中で作動が期待されることに十分な根拠のある設備については、右設備の作動を考慮して評価して差し支えない。したがって、解析評価に当たっては、事象の忠実な解析（すなわち、実験データや理論的根拠に基づく物理現象の解析）をすることを要するが、特段の保守的な解析条件を設定する必要はない（Ｐ８調書（一）六〇丁表ないし六一丁表、乙第九号証二〇八ページ）。
また、判断基準については、右事象が、発生頻度が無視できるほど極めて低く、技術的見地からみて起こるとは考えられないことから、「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」に示されているめやす線量を参考にする（乙第九号証二〇八、二〇九ページ）。
（三）　本件原子炉施設の「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全
評価についての審査
被告は、本件安全審査において、申請者の実施した「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価は、事象の選定及び解析評価のいずれの点も妥当であると判断した（乙第九号証二二六ページ、乙第一四号証の三の一七ページ）。
（１）　事象選定の妥当性
申請者が、「技術的に起こるとは考えられない事象」として選定した事象は、次のとおりである（乙第九号証二〇八ページ、乙第一六号証一〇―四―一ページ）。①　「局所的燃料破損事象」（燃料要素の局所的過熱事象、集合体内流路閉塞事象）
②　「一次主冷却系配管大口径破損事象」
③　「反応度抑制機能喪失事象」（一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象、制御棒異常引抜時反応度抑制機能喪失事象）


被告は、本件安全審査において、「評価の考え方」に基づき、海外におけるＬＭＦＢＲの評価例等をも参考として、「技術的には起こるとは考えられない事象」として右の三つの事象が選定されていることは、妥当であると判断した（乙第九号証二二六ページ、乙第一四号証の三の一七ページ）。
（２）　想定された事象に係る解析評価の妥当性
被告は、本件安全審査において、「技術的には起こるとは考えられない事象」について、炉心が冷却され、防止対策との関連において放射性物質の放散が適切に抑制されることを確認し、その結果、想定された事象に係る解析評価は妥当であると判断した（乙第九号証二二六ページ、乙第一四号証の三の一七、一八ページ）。以下、技術的には起こるとは考えられない事象のうち、①一次主冷却系配管大口径破損事象と、②一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象の二つの事象について、解析評価が妥当であることを詳細に述べる。
ア　一次主冷却系配管大口径破損事象
一次主冷却系配管大口径破損事象とは、原子炉出力運転中に一次主冷却系配管について大規模な破断が生じ、一次冷却材が流出するという仮定上の事象である（乙第一六号証一〇―四―一〇ページ）。
そもそも、本件原子炉施設には、一次主冷却系配管の破損を防止するため、前述のとおり防止対策が講じられており、大規模な配管破断が生じることは考えられない。万一、配管の肉厚を貫通した破損が生じたと仮定しても、配管の内圧が低いために急速な破断に進展するおそれはなく、また、ナトリウムの漏えい検出器により冷却材の漏えいを早期に検出して原子炉を停止し、炉心の冷却を維持することにより、炉心の損傷を招くことなく事象が安全に終止することが確認されている。したがって、一次主冷却系配管の大規模な破断が発生する頻度は無視し得るほど極めて低いが、それにもかかわらず、右の一次主冷却系配管大口径破損事象では、その破断口の大きさとして、両端の完全破断等を想定するものであって、技術的には起こるとは考えられない事象として想定されているのである（乙第一六号証一〇―四―一〇、一一ページ、Ｐ８調書（一）八四丁表ないし八五丁裏）。右事象が発生すると、原子炉容器内の冷却材の流量と液位が減少し、炉心冷却能力に悪影響を与えるおそれがある。一方、流出したナトリウムの熱的影響によって、漏えい箇所の部屋の圧力と温度が上昇し、これとともにライナと称される内張の温度が上昇して、ライナに悪影響を与えるおそれがある。また、原子炉格納容器内の圧力と温度が上昇して、漏えいしたナトリウムとともに原子炉格納容器内に放出された放射性物質の一部が、原子炉格納容器外へ漏えいするおそれがある（Ｐ８調書（一）八五丁裏ないし八六丁裏）。被告は、本件安全審査において、以下の（ア）ないし（ウ）の事項を確認し、その結果、万一、一次主冷却系配管大口径破損事象が発生したとしても、放射性物質の放散は適切に抑制されると判断した（乙第九号証二二六ページ、乙第一四号証の三の一八ページ）。
（ア）　炉心冷却能力の健全性
右事象の
解析評価の結果によれば、炉心において昀も厳しい結果を示す中心部の燃料昀高温度、燃料被覆管の肉厚中心温度及びナトリウムの昀高温度は、前者は摂氏約二三九〇度、後二者はそれぞれ摂氏約九九〇度となり、燃料及び燃料被覆管の溶融は生じない。また、燃料の破損割合は約三パーセントと小さく、炉心は大きな損傷に至ることはない。一方、原子炉容器のナトリウム液位は、ガードベッセル等により必要レベル以上に維持されるから、冷却材の循環に支障を来すことはない。以上により、一次主冷却系、二次主冷却系及び補助冷却設備の作動により除熱機能は確保される（乙第九号証二一五ページ、乙第一六号証一〇―四―一四、一七ページ）。
（イ）　流出ナトリウムによる熱的影響
右事象の解析評価の結果によれば、ナトリウムが流出した部屋の床等に設置されるライナの温度は、昀高摂氏約四八〇度に上昇するにとどまり、設計温度摂氏五三〇度を下回る。また、原子炉格納容器の内圧は、昀高約〇・〇二二キログラム毎平方センチメートルにとどまり、原子炉格納容器の昀高使用圧力の〇・五キログラム毎平方センチメートルを下回り、原子炉格納容器の健全性は損なわれない。したがって、流出したナトリウムによる熱的影響が問題になることはない（乙第九号証二一六ページ、乙第一六号証一〇―四―一五ページ）。
（ウ）　　被ばく評価
右事象の解析評価の結果によれば、本件原子炉施設の敷地境界外における被ばく線量の昀大値は、甲状腺被ばくについて、（小児）約〇・〇一五レム、（成人）約〇・〇〇三七レム、全身被ばくについて約〇・〇二レムとなる。これらの被ばく線量はいずれも「立地審査指針」に示されているめやす線量を下回る（乙第九号証二一八ページ、乙第一六号証一〇―四―一七ページ）。
イ　一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象
一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象とは、原子炉出力運転中に外部電源喪失により炉心の冷却材流量が減少し、安全保護系の作動により原子炉の自動停止が必要となる時点で、反応度抑制機能の喪失が重なるという仮定上の事象である（乙第九号証二一九ページ、乙第一六号証一〇―四―一八ページ）。そもそも、本件原子炉施設の送電系統又は所内電源設備の故障等により外部電源が喪失し、運転状態が乱されることを想定する運転時の異常な過渡変化について
は、その発生の防止対策が適切に講じられている
。万一、外部電源喪失により炉心流量が減少する事象が発生した場合には、各種の原子炉トリップ信号により原子炉は確実に自動停止することが確認されている（乙第九号証一四〇、一四八ページ、乙第一四号証の三の一六ページ、乙第一六号証一〇―二―一八ないし二〇ページ）。しかし、それにもかかわらず、右事象は、外部電源喪失に伴う一次冷却材流量減少事象に対し、安全保護系の作動による原子炉の自動停止が要求される時点で、あえて反応度抑制機能の喪失を重ね合わせるというものであって、その発生頻度は無視できるほど極めて低く、「技術的には起こるとは考えられない事象」として想定されているのである（Ｐ８調書（一）六七丁表ないし六八丁表）。


右事象が発生すると、炉心に大きな損傷が生じ、冷却能力に悪影響を与えるおそれがある。また、原子炉冷却材バウンダリを構成する原子炉容器等に作用する圧力によっては、一次冷却材であるナトリウムが原子炉格納容器内の運転床の上へ噴出し、その熱的影響により、原子炉格納容器内の圧力と温度が上昇し、これとともに原子炉格納容器内に放出された放射性物質の一部が、原子炉格納容器外へ漏えいするおそれがある（Ｐ８調書（一）六五丁裏ないし六七丁表）。被告は、本件安全審査において、以下の（ア）ないし（ウ）の事項を確認し、その結果、一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象を想定しても、放射性物質の放散は適切に抑制されるものと判断した（乙第九号証二二六ページ、乙第一四号証の三の一八ページ）。
（ア）　炉心冷却能力の健全性
右事象の解析評価の結果によれば、外部電源喪失に伴う一次冷却材流量減少と反応度抑制機能喪失との重ね合わせ事象において、昀も厳しい結果を示す平衡炉心の燃焼末期では、ナトリウムの沸騰、燃料被覆管の溶融移動及び燃料のスランピングが生じた時点でごく短時間即発臨界に達するが、炉心は膨張により速やかに未臨界となる。また、炉心で発生する圧力荷重によってしゃへいプラグ等に隙間が短時間生じ、この隙間を通って、原子炉格納容器内の運転床上ヘナトリウムが噴出するが、原子炉容器及び一次主冷却系の機器、配管には、一部に歪みが生じるものの、ナトリウムが漏えいするような破損は生じない。
さらに、炉心部から放出された溶融燃料は、周辺のナトリウム及び構造材に熱を伝達するとともに、原子炉容器内構造物の水平部等に保持され、崩壊熱の除去のために必要な一次冷却材の循環流路が確保されている。以上により、一次主冷却系、二次主冷却系及び補助冷却設備の自然循環により、除熱機能は確保される（乙第九号証二二一、二二二ページ、乙第一六号証一〇―四―二〇、二一、二四ページ）。
（イ）　噴出ナトリウムによる熱的影響
右事象の解析評価の結果によれば、ナトリウムの噴出に伴い、原子炉格納容器内の雰囲気は、初期に温度が摂氏約一四〇度、内圧は昀高約〇・三三キログラム毎平方センチメートルまで上昇するものの、その後は減少し続けるから、原子炉格納容器の昀高使用温度摂氏一五〇度、昀高使用圧力〇・五キログラム毎平方センチメートルを下回り、原子炉格納容器の健全性は損なわれない。したがって、噴出したナトリウムによる熱的影響が問題になることはない（乙第一九号証二二二ページ、乙第一六号証人―七―一七、一〇―四―二一、二四ページ）。
（ウ）　被ばく評価
右事象の解析評価の結果によれば、①本件原子炉敷地境界外における被ばく線量の昀大値は、甲状腺被ばくについて、（小児）約一・一レム、（成人）約〇・二七レム、全身について約〇・〇六九レム、また、②プルトニウムの大気放出に伴う被ばく線量は、敷地境界外で昀大となる場所において、骨表面、肺及び肝のそれぞれに対し、約〇・〇七一ラド、約〇・〇一四ラド及び約〇・〇一五ラドとなる。これらの被ばく線量は、いずれも「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」に示されているめやす線量を下回る（乙第九号証二二四ページ、乙第一六号証一〇―四―二三、二四ページ）。
ウ　その他の事象
右二事象以外の技術的には起こるとは考えられない事象についても、右二事象と同様に、炉心は冷却され、防止対策との関連において放射性物質の放散が適切に抑制されると判断した（乙第九号証二二六ページ、乙第一六号証一〇―四―七ないし九、二四ページ）。
（四）　原告らの主張に対する反論
原告らは、技術的には起こるとは考えられない事象に係る安全評価についての審査には種々の重大かつ明白な瑕疵があると主張する。
しかしながら、本件安全審査においては、（三）で述べたとおり、本件原子炉施設において「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価に際して、想定されている事象、その評価方法及び評価結果がいずれも妥当であることを確認
しており、原告らの右主
張はいずれも失当である。
以下、念のため、原告らの右主張に理由のないことを個別に述べる。
（１）　事象選定に関する主張について
原告らは、「炉心溶融」から「出力暴走」等に至る事故現象は現時点では十分解明されていないとし、また、事象選定基準が不明確であることを指摘し、「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価は、昀悪の事態を想定して行うべきものであると主張する（訴状三三二ないし三三四、三三九ないし三四三ページ）。
しかしながら、「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価は、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」に係る安全評価によって、事故防止対策の妥当性が確認された上で、ＬＭＦＢＲの運転実績が僅少であることにかんがみ、「事故」より更に発生頻度は低いが結果が重大であると想定される事象について、その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質の放散が適切に抑制されること、すなわち、本件原子炉施設の安全裕度を確認することを目的とするものである（乙ニ第四号証の一の七ないし九ページ）。したがって、「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価における事象の選定は、右評価の目的に照らし適切に行う必要があり、本件原子炉施設に講じられている事故防止対策をすべて無視した事象を選定することは妥当ではない（Ｐ８調書（一）六〇丁表ないし六一丁表）。
原告らの右指摘は、「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価の意義を理解しないものであって、失当である。
また、第三において述べたとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設に所要の事故防止対策が講じられていることを確認しており、これらの所要の事故防止対策の存在を前提とする限り、本件原子炉施設において「炉心溶融」や「出力暴走」が起こることは、そもそも考えられず、原告らの主張は前提を誤るものである。
なお、原告らは、右評価は既にその誤りが明らかとなったＷＡＳＨ―一四〇〇（ラスムッセン報告）等確率論的安全評価に基づいてされたものであり不当であると主張する（訴状三五〇ないし三五七ページ、原告ら準備書面（三）二五ないし二八ページ）が、「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価は右の考え方を参考にはしているものの、その評価値等に依拠するものではないから、右
確率論的安全


評価に基づいてされたとする批判は当たらない（被告準備書面（四）一一ページ）。
また、原告らは、炉心崩壊事故を「技術的には起こるとは考えられない事象」として扱い、設計基準事故としないのは、不合理であると主張し、その根拠として、①西ドイツではこれを設計基準事故としている、②アメリカとフランスでは設計基準事故とはしていないものの、事実上それと同程度の厳しい要求がされていることを指摘する。
原告らの右主張の趣旨は、炉心崩壊事故を安全評価における「事故」として想定し、その事故解析を行うべきであるというものであろう。しかしながら、前述したとおり、本件安全審査では、本件原子炉施設に所要の事故防止対策が講じられていることを確認しており＾これらの所要の事故防止対策が存在する以上、原告らの指摘するような炉心崩壊事故の発生は考えられない。したがって、炉心崩壊事故を「技術的には起こるとは考えられない事象」と位置づけるのは何ら不合理ではなく、原告らの右主張は失当である。
なお、「評価の考え方」で、炉心崩壊事故すなわち一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象を、本件原子炉施設の安全審査における安全評価上、「事故」として想定する必要はなく、「技術的に起こるとは考えられない事象」として想定するので足りると位置づけたのは、諸外国における高速増殖炉の安全性評価の考え方も参考にした上で、当面、安全性評価の対象として考えられる本件原子炉施設を念頭において検討を行った結果である（乙第四号証四八八ページ）。
（２）　解析条件に関する主張について
原告らは、「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価における解析条件について「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」と同様の保守的な評価条件を置いていないのは不合理であると主張する（原告ら準備書面（三）三〇ないし三四ページ）。
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり理由がない。「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価は、念のために、そもそも発生する蓋然性が無視できるほど低い事象について行うものであり、起因事象の選定自体を更に保守的に考慮しようとするものである。すなわち、起因事象の選定に際して、多重性を有する安全系の不作動等の起因事象を想定すること自体、既に極めて保守的な仮定を設定しているものである。したがって、事象経過の中で
作動が
期待できると判断するに足りるに十分な根拠のある設備については、右設備の作動を考慮すべきであり、また、右仮定の上更に解析条件に保守性を取り込むとすると、事象の推移が実際と掛け離れたものになりかねず、かえって右評価の信懸性が疑わしくなるおそれがある（Ｐ８調書（一）五九丁裏ないし六一丁表）。そもそも、右事象の評価の目的は、「事故」より更に発生頻度は低いが結果が重大であると想定される事象について、右事象の経過をたどって行くことにより、昀終的に放射性物質の放散が適切に抑制されること、すなわち、本件原子炉施設の安全裕度を確認することにある。そうすると、右評価においては、事象を忠実に解析することで、十分その目的を達することができる。したがって、右事象の解析に際して、保守的な解析条件を設定する必要はない（Ｐ８調書（一）六〇丁裏、六一丁表）。
なお、原告らは、特に炉心崩壊事故を取り上げ、この事故解析に保守的で安全側の仮定を置いていないのは不合理であると主張する。しかしながら、原告らの右主張は、前述したとおり、「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価の目的を正解しないものであり、失当である。
すなわち、前記（一）で述べたとおり、本件原子炉施設は、現在、研究開発段階にあるＬＭＦＢＲであり、安全評価の実績も少ないことにかんがみ、安全審査においては、「事故」より更に発生頻度は低いが結果が重大であると想定される事象、すなわち「技術的には起こるとは考えられない事象」についても念のため安全評価を行うこととし、本件原子炉施設の安全裕度を確認することとしているのである。右の事象についての解析評価は、まず、①その発生頻度は無視し得るほど極めて低く、かつ、事故防止対策が施されているにもかかわらず、炉心の大きな損傷に至るおそれのある事象をあえて想定し、その上で、②その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質放散に対する障壁の抑制機能を確認するという方法により行われる。
このように、「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価は、念のため、発生する蓋然性が無視できるほど低い事象を想定して行うものであり、具体的には、起因事象の選定に際して、多重性を有する安全系の不作動等の事象を重ね合わせて想定するところ、このような想定をすること自体、既に極めて保守的な仮定を設定することに他ならない。これに対し、その後の事象経過の中で十分な根拠をもって作動が期待できる設備については、右設備が作動することを考慮するのは当然である。原告らの主張するように、右仮定の上に更に解析条件に保守性を取り込むとすると、事象の推移が実際と掛け離れたものになり、かえって右評価の信愚性が疑わしいものとなってしまうおそれがあり、妥当でない。以上のとおり、右事象の評価の目的に照らせば、右事象の解析に際して、事象を忠実に解析することには合理性があり、更に保守的な解析条件を設定する必要は全くない。
（３）　「一次主冷却系配管大口径破損事象」に関する主張について
ア　配管の破損位置に関する主張について
原告らは、配管の破断位置は予測できないのであるから、ガードベッセルに覆われていない部分における破断を仮定すべきであると主張する（原告ら準備書面（三）一八八ないし一九〇ページ）。
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり理由がない。「一次主冷却系配管大口径破損事象」とは、前述のとおり、原子炉郷出力運転中に一次主冷却系配管に大規模な破断が生じ、一次冷却材が流出するという仮定上の事象である。右事象は、炉心冷却能力に悪影響を与えるおそれがあるものであるから、右評価に当たっては、右事象仮定時の炉心冷却能力を評価する観点から、破断によって炉心内のナトリウムの温度が昀も高くなるような破断位置を仮定すべきである。本件安全審査においては、原子炉容器入口ノズル部に破断が生じた場合に炉心内のナトリウム温度が昀も高くなることから、右部分が破断位置として設定されていることを妥当と判断したのである（Ｐ８調書（一）八七丁表ないし八八丁表、乙第九号証二一五、二二六ページ、乙第一四号証の三の一七ページ、乙第一六号証一〇―四―一三ページ）。
なお、原告らは、破断位置を原子炉容器入口ノズル部分と設定するにしても、ホイッピング（配管のむち打ち）により配管の位置が移動するから、漏えいしたナトリウムはガードベッセルの外に飛び出すとも主張する（原告ら準備書面（三）一九〇ページ）。


しかしながら、一次主冷却系の配管内の圧力は八気圧程度であって、加圧水型原子炉と比べて十分の一にも及ばないため、ホイツピングは問題とならず、破断口から漏えいしたナトリウムがガードベッセルの外に飛び出すことはない（Ｐ８調書（一）八八丁表ないし八九丁表、乙第一六号証人―四―一一ページ）。したがって、原告らの右主張は理由がない。
イ　ナトリウムの漏えい量及び燃焼量に関する主張についてまた、原告らは、二次冷却材漏えい事故」と比べると、破損口から漏えいするナトリウムの量及びナトリウムの燃焼量が過小であると主張する（原告ら準備書面（三）一九〇ないし一九二ページ）。しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり理由がない。
すなわち、「一次冷却材漏えい事故」の解析評価の場合、ナトリウムの漏えい量は、二一〇立方メートルとされている。これは、ナトリウム液位が整定するまでの漏えい量が昀大となる位置に配管の破損を想定し＾これに、オーバフロー系によるナトリウムの汲上げの影響も考慮した結果である（乙第九号証一七一ページ、乙第一六号証一〇―三―二九ページ）。そして、この場合、ナトリウムの燃焼量は、約二・七トンとなることを確認している。これは、燃焼に寄与する酸素量として、一次主冷却系内の窒素雰囲気中にわずかに残存する酸素は実際には二体積パーセント以下の濃度であるにもかかわらず、本件安全審査においては、右残存酸素と漏えいナトリウムとの反応による燃焼熱を大きく見積もるために、申請者において右残存酸素の濃度に余裕を持たせて三体積パーセントと仮定するなどの厳しい前提条件の下で解析し、その結果、漏えいナトリウムの燃焼量を算定したものである（乙第九号証一七二ページ、乙第一六号証一〇―三―二九ページ）。これに対し、二次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価の場合、ナトリウムの漏えい量は、一八〇立方メートルとされている。これは、原子炉容器内のナトリウム液位が整定するまでの昀大漏えい量を考える点では右「一次冷却材漏えい事故」と同じであるが、右事象の解析評価における配管破損を両端完全破断と仮定しているため、破断口から漏えいするナトリウムの流出が速く、原子炉容器内のナトリウム液位の低下も速くなるので、早期にオーバフロータンクからのナトリウム汲上げ停止信号が発せられてナトリウムの汲上げが停止される。このため、オーバフロータンクからのナトリウムの汲上げ量を無視できる（Ｐ８調書（一）九〇丁裏ないし九二丁表、乙第一六号証一〇―四―一四ページ）。そして、この場合のナトリウムの燃焼量については、右「一次冷却材漏えい事
故」と同一の厳しい
前提条件の下で解析した結果、漏えいナトリウムの燃焼量は、約二・二トンとなることを確認したのである（乙第九号証一七一、一七二、二一六ページ、乙第一六号証一〇―三―二八、二九、一〇―四―一四、一五ページ）。（４）　「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」に関する主張について
ア　事象の位置づけに関する主張について
原告らは、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」は現実に起こり得るものであって、「技術的には起こるとは考えられない事象」として評価することは不当であると主張し、その根拠として、停電によるポンプ停止時に制御棒挿入装置が故障する可能性があることを指摘する（原告ら準備書面（一〇）二八ないし二九、二二ページ）。
しかしながら、原告らの指摘する右事象は、以下に述べるとおり、極めて非現実的な仮定をしない限り発生するとは考えられないものであり、現実には起こり得ず、「技術的には起こるとは考えられない事象」である。（ア）　外部電源の喪失に伴う一次冷却材流量の減少について外部電源の喪失に対して、本件原子炉施設の非常用所内電源設備は、必要な容量を持つディーゼル発電機三台、蓄電池三組が各々独立した部屋に収納され、かつ、独立分離した非常用母線に接続されている（乙第九号証九一ページ、乙第一六号証八―一―四七ページ）。また、外部電源喪失時に、ディーゼル発電機三台のうち一台が起動に失敗すると仮定したとしても、燃料の許容設計限界及び原子炉冷却材バウンダリの設計条件を超えることなく原子炉を停止して冷却できる（乙第九号証一四〇ページ、乙第一四号証の三の一六ページ、乙第一六号証八―一―七、四八、一〇―二―一九、二〇ページ）。さらに、一次主冷却系循環ポンプは、それ自体の構造として、万一、主モータの駆動電源が喪失した場合であっても、冷却材流量が急激に減少することのないようポンプの回転慣性が設定されている上、非常用電源で駆動されるポニーモータがこれを引き継ぎ、一定の炉心部流量を確保する設計となっている（乙第一六号証八―一―三九、八―四―六、七、一〇―二―一二ページ）。
本件安全審査においては、以上の諸事項を確認している。したがって、本件原子炉施設は、外部電源が万一喪失した場合においても、一次冷却材流量の減少により、燃料の許容設計限界及び原子炉冷却材バウンダリの設計条件を超えるような事
態に陥る
ことは考えられない。
（イ）　緊急停止の失敗について


本件原子炉施設において、仮に外部電源喪失その他の理由により一次冷却材の流量が減少した場合、安全保護系は中性子束及び一次冷却材流量、原子炉容器ナトリウム液位等の異常状態から多様な原子炉緊急停止信号が発せられる（乙第九号証九六ページ、乙第一六号証八―九―二五、二六、四二ページ）。また、本件原子炉の緊急停止を行う安全保護系及び原子炉停止系は、十分な強度を有するように設計される。安全保護系については、それを構成する回路等に、同じ機能を有するものを二つ以上設け（多重性）、かつ、右の回路等が、同時に故障することがないように独立性が確保されるように考慮した対策が講じられるから、安全保護系を構成する右の回路等の一つが故障した場合にも、その安全機能は確実に維持され、原子炉停止系に原子炉トリップ信号を発することができる（乙第九号証九五ないし九七ページ、乙第一六号証八―一―二五、六一ページ）。また、原子炉停止系は、互いに独立した主炉停止系と後備炉停止系とから構成されており、いずれも本件原子炉の緊急停止時に作動して炉心へ制御棒が挿入されるが、このうちいずれか一方の原子炉停止系が作動しさえずれば本件原子炉を確実に停止することができる構造となっている（乙第九号証九二、九三ページ、乙第一六号証八―一―五二ないし五四ページ）。さらに、安全保護系及び原子炉停止系は、いずれも外部電源が喪失した場合にも制御棒を自動的に炉心へ挿入して原子炉を停止できるように、いわゆるフェイルセーフ機能を持たせる設計となっている（乙第九号証九六ページ、乙第一四号証の三の一二ページ、乙第一六号証八―一―六三、八―三―一八、八―九―一六ページ）。そして、本件原子炉施設の安全保護系及び原子炉停止系は、想定されるいかなる地震力に対してもその機能が保持できるよう耐震設計が講じられる（乙第九号証七一ないし七九ページ、乙第一六号証八―一―一九ないし二三ページ）。本件安全審査においては、以上の諸事項を確認している。したがって、本件原子炉は、外部電源が万一喪失した場合においても、緊急停止に失敗するような事態に陥ることは考えられない。
イ　計算コードの接続条件に関する主張について
原告らは、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードによって求められた三四チャンネルの数値を
どのように一本化して「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」
コードに引き継いだのかについて、審査しておらず不当であると主張する（原告ら準備書面（三）一〇八、一〇九ページ）。
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり理由がない。本件安全審査における「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価の審査においては、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードから「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードヘの接続について、全反応度が一ドル近傍に到達した時点において、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードで計算された燃料温度、冷却材ボイド率、反応度の時間変化等を可能な限り忠実に「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードへ受け渡していることを確認している（Ｐ８調書（一）七〇丁裏、七一丁表、乙第一六号証一〇―四―二〇ページ）。なお、「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードは、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードのチャンネルと対応させた計算領域を設定して計算できる。原告らが指摘するように、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードの多数のチャンネルの計算結果を一本化して「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードに入力しているのではない（Ｐ８調書（一）七一丁表ないし七二丁表）。
ウ　反応度投入率の算定に関する主張について
原告らは、反応度投入率が一秒当たり三五ドルとされる根拠が不明であると主張する（原告ら準備書面（三）一〇五ないし一〇六ページ）。しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり理由がない。すなわち、一秒当たり約三五ドルとは、一次冷却材流量減少と反応度抑制機能喪失との重合せ事象において、昀も厳しい結果を示す平衡炉心の燃焼末期に、ナトリウムの沸騰、燃料被覆管の溶融移動及び燃料のスランピングが生じた時点で即発臨界に達し、その時の反応度投入率のことである。右反応度投入率は「ＳＡＳ―３Ｄ」コードにより算出されている（乙第一六号証一〇―四―二〇ページ）。本件安全審査においては、右反応度投入率は、その前提となる条件が厳しく設定されていること、燃焼度の異なる三つの状態の炉心（初装荷炉心の燃焼初期、平衡炉心の燃焼初期及び平衡炉心の燃焼末期）について比較して昀も厳しい値を示した平衡炉心の燃焼末期での炉心状態を用いることとしていること、使用されている計算コードは実験結果等に照らし妥当なものであることをそれぞれ確認している（Ｐ８調書（一）七五丁表、乙第九号証二二六ページ、乙第一四号証三の一七ページ、乙イ第三二号証一四、一五ページ）。
エ　炉心損傷後の昀大有
効仕事量に関する主張について
原告らは、炉心損傷後の昀大有効仕事量を三八〇メガジュールとする解析結果を過小評価であると主張し、その根拠として、①一九五六年にＨ・Ａ・ベーテとＪ・Ｈ・テイトが提唱した解析モデル（いわゆる「べーテ・テイトモデル」）や、②同一事象について炉心損傷後の昀大有効仕事量を九九ニメガジュールとする申請者が行った解析の結果を指摘する（原告ら準備書面（三）一〇二ないし一〇五ページ、準備書面（一〇）六、七、三三ないし三六ページ）。
しかしながら、被告は、本件安全審査において、原告らの指摘する「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」に係る解析評価について、解析評価の方法及び結果が妥当であることを確認している。（乙第九号証二一二、二二二、二二六ページ、乙第一四号証の三の一七、一八ページ、Ｐ８調書（一）六四丁表、同裏、六九丁裏、七四丁裏ないし七五丁裏、乙ニ第四号証の一の三七ないし三九ページ、乙第一六号証一〇―四―三、四、二〇、二一ページ、乙イ第三二号証の表五、二一ページ）。
したがって、原告らの主張は理由がないが、念のため、右①②が原告らの主張の根拠にならないことについて述べる。


原告らが右主張の根拠とする①「べ―テ・テイトモデル」は、ＬＭＦＢＲの開発初期に、炉心崩壊に伴うエネルギーの放出を簡便に評価するために作成された簡易モデルである。このため、解析に当たり、単に炉心体積や熱出力の増加率のみによって炉心崩壊に伴うエネルギーを算定するものにすぎず、炉心内の出力や温度の分布を考慮していない上、ドップラ効果による負の反応度フィードバック効果も無視する等極端に保守的な仮定を置いて評価する素朴なモデルである。しかし、炉心崩壊に伴うエネルギーの放出量は、単に炉心体積や熱出力の増加率のみによって的確に計算できるものではなく、炉心崩壊に伴う燃料被覆管の溶融と移動、炉内での燃料の態様、燃料とナトリウムとの熱的な相互作用等多くの要因に基づいて計算されるものである。したがって、右モデルは、現在の科学的知見に照らし、不合理であるというほかはなく、この点は、右モデルの提唱者であるベーテ自身が認めているところであり（乙イ第一五号証（和訳）五一ページ、Ｐ８調書（一）七六丁表ないし七七丁裏）、原告ら指摘の解析モデルを採用しないことは当然である。
また、原告らの指摘する②申請者が行っ
た別の解析結果は、単にＳＡＳ―３Ｄの特性とパラメータの影響度を把握しておくことを目的として、「物理的に合理的な範囲」を超えて大きくパラメータを変更して解析したものである（乙ニ第四号証の一の三九ないし四二ページ、乙イ第三二号証の表五、一七、二〇ページ、乙イ第一六号証の一の三―一九ページ）。したがって、右解析結果は、本件原子炉施設において実際に九九二メガジュールの機械的エネルギーが発生する可能性があることを示したものではない。
オ　再臨界事故に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設は炉容器の破壊を伴い外部環境に壊滅的被害を与えるような再臨界事故が起こり得る設計であると主張し、その根拠として、①炉心崩壊後に生ずる塊状の堆積物（デブリ）の再集結による再臨界事故発生の可能性（原告ら準備書面（三）一〇七ページ）や、②Ｒ・Ｅ・ウェッブの考え方（原告ら準備書面（三）一一五ないし一三〇ページ、準備書面（一〇）八ないし九ページ）を指摘する。
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり理由がない。すなわち、①について、被告は、本件安全審査において、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」時における本件原子炉施設の挙動の推移を評価した結果、溶融物質は原子炉容器内で分散し、昀終的には各種の構造物の上に堆積層（デブリベッド）となって再配置されるが、右デブリベッドは広範囲にかつ薄く堆積するので、未臨界状態を保つ形状が維持されることを確認している。したがって、本件原子炉施設において、再臨界事故が発生する可能性はない（Ｐ８調書（一）七七丁裏ないし七九丁表、乙第一六号証一〇―四―二一ページ）。また、②のウェッブの考え方についても、ドイツのカールスルーエ原子力研究センターが、「Ｗｅｂｂの仮説には計算上重大な誤りと非現実的な事故条件が含まれており、しかも彼のシナリオは物理条件を逸脱している（乙イ第一五号証（和訳）五〇ページ）」と述べていることから明らかなように、その合理性には疑義があると言わざるを得ない。
カ　ポニーモータによる崩壊熱の除去に関する主張について原告らは、わずか八パーセントの流量しか持たないポニーモータによる冷却では崩壊熱が除去し得ないと主張する（原告ら準備書面（三）一一〇ないし一一三ページ）。
しかしながら、原告らの右主張は理由がない。すなわち、本件安全審査においては、ポニーモータによる炉心の冷却を考慮せず、一次主冷却系、二次主冷却系及び補助冷却設備における各自然循環のみによって崩壊熱を除去するとの厳しい前提条件の下で解析評価し、その結果、右崩壊熱を除去するに十分な除熱能力が確保されることを確認している（Ｐ８調書（一）七二丁表ないし七四丁裏、七九丁裏ないし八〇丁裏、乙第九号証二二一ページ、乙第一六号証一〇―四―二〇、二一ページ）。したがって、二次主冷却系のポニーモータによる二ループの強制循環を仮定した場合には、除熱能力が更に大きくなり、右崩壊熱は十分な余裕を持って除去できることは明らかである。
４　立地条件の適否に係る安全評価の妥当性
（一）　立地条件の適否に係る安全評価の意義
原子炉施設は、どこに設置されるかにかかわりなく、事故を起こさないように設計、建設、運転されなければならないものである。しかし、なお万一の事故に備え、公衆の安全を確保することとし、そのため、原子炉施設がその安全防護施設との関連において、十分公衆から離れていること等の立地条件を備えていることを確認する必要がある（乙第四号証三ページ）。
右立地条件の適否を判断する方法としては、①単に原子炉から公衆までの距離によって判断する方法と、②あえて環境へ放射性物質が放出されるような事故を想定した上、その事故による公衆の被ばく線量を計算、評価し、これを基礎に判断する方法とが考えられる。原子炉設置許可における安全審査では、右②の方法を採用している（乙第四号証四、五ページ、Ｐ６調書（一）五一丁表）。（二）　立地条件の適否に係る安全評価についての審査事項安全審査においては、原子炉施設が、その安全防護施設との関連において十分に公衆から離れているとの立地条件を具備しているかどうか、すなわち公衆との離隔に係る安全性を確保し得るものであるかどうかを確認するため、「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」に基づき、以下の方法により、事象選定、評価の方法及び結果について審査する。
（１）　事象選定の妥当性
「立地審査指針」は、立地条件の適否を判断するための解析評価において観念的に想定すべき事故について、①現実には起こる蓋然性はないということができるが、専ら技術的見地からみた場合には、昀悪の場合には起こる可能性が絶無とはいえないと考えられる事故である、いわゆる「重大事故」（格納容器内放出に係わる事故及び格納容器外放出に係わる事故をそれぞれ想定する。）と、②右「重大事故」を超え、したがって、専ら技術的見地からみた場合にでさえも起こるとは考えられない事故である、いわゆる「仮想事故」の二つを段階的に想定することを求めている（乙第四号証四ページ、Ｐ６調書（一）五〇丁表、同裏）。


ところで、１及び２で述べた「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」に係る各安全評価において、想定した各事象が公衆に放射線被ばくのリスクを与えるものでないことを既に確認していることから、「重大事故」及び「仮想事故」として想定する事故は、右各事象を超えるものであれば、ここで想定すべき事故の趣旨に合致することになる。一方、立地条件の適否を判断するための安全評価は、申請に係る原子炉施設の位置、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災害防止上支障がないものであるかどうかを判断する一環として行われるものであるから、その基本設計ないし基本的設計方針で採られている安全上の対策をすべて無効とするような想定をする必要はない（乙第四号証二七三ページ）。
（２）　評価方法の妥当性
「重大事故」及び「仮想事故」を想定した場合の公衆の被ばく線量の評価方法が妥当といえるためには、まず、①放射性物質の放出量や②放出形態が、原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針を踏まえて、適切に設定されていることが必要である。次に、③環境へ放出された放射性物質の大気中における拡散、希釈の状況が、原子炉施設周辺における地形や気象条件等を踏まえ、適切に想定されていることが必要である。そして、これらの前提として、④原子炉施設の設置される位置、その周辺の人口等も確認しておく必要がある。
（３）　評価結果の妥当性
立地条件の適否に係る安全評価の目的は、当該原子炉施設が、その安全防護施設との関連において十分に公衆から離れているとの立地条件を具備しているかどうかを念のため確認することにある。そのため、右評価結果が、以下の①ないし③の観点から「立地審査指針」に、④の観点から「プルトニウムに関するめやす線量について」にそれぞれ適合することを確認する必要がある（乙第四号証四、五、八ページ）。
①　「重大事故」の発生を仮定した場合において、そこに人が居続けるならば、その人に放射線障害を与えるかもしれないと判断される距離までの範囲が非居住区域（公衆が原則として居住しない区域をいう。）となっているかどうか。②　「仮想事故」の発生を仮想した場合において、何らの措置も講じなければ、その範囲内にいる公衆に著しい放射線災害を与えるかもしれないと判断される距離までの範囲内であって、右非居住区域の外側の地帯が低人口地帯（著しい放射線災害を与えないために、適切な措置を講じ得る環境にある地帯をいう。）となっているかどうか。
③　「仮想事故」の発生を仮想した場合に、全身被ばく線量の積算値（集団中の一人一人の被ばく線量の総和）が国民遺伝線量の見地から十分受け入れられる程度に小さな値になるような距離だけその敷地が人口密集地帯から離れているかどうか。④　プルトニウムを燃料としている原子炉については、プルトニウムの大気放出による公衆の安全を確保するため、原子炉と公衆が居住する区域との間に適当な距離を保っているかどうか。
そして、右各距離を判断するためのめやすの線量として、「重大事故」の場合に関しては、甲状腺被ばくについて（小児）一五〇レム及び全身被ばくについて二五レムを用いる（乙第四号証五ページ）。
また、「仮想事故」の場合に関しては、①甲状腺被ばくについて（成人）三〇〇レム及び全身被ばくについて二五レムを、②全身被ばく線量の積算値として二〇〇万人レムをそれぞれ用いる。
さらに、プルトニウムに関するめやす線量としては、「重大事故」、「仮想事故」ともに骨表面に対して一二ラド、肺に対して一五ラド、肝に対して二五ラドをそれぞれ用いるものとしている（乙第四号証五、一二、一三ページ）。（三）　本件原子炉施設の立地条件の適否に係る安全評価についての審査被告は、本件安全審査において、以下に述べるとおり、申請者が行った、「重大事故」及び「仮想事故」の事象の選定、右各事象に係る評価の方法及び結果は、いずれも「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」に適合することを確認し、その結果、本件原子炉施設の立地条件の適否に係る安全評価は妥当であると判断した（乙第九号証二二七ないし二三五ページ、乙第一四号証の三の一八ページ、乙第一六号証一〇―五―一ないし四〇ページ）。
（１）　事象選定の妥当性
申請者が「重大事故」及び「仮想事故」として選定した事象は、以下のとおりである（乙第一六号証一〇―五―二、一五ページ）。
①　「重大事故」として
、原子炉格納容器内に放射性物質が放出される事故である一次冷却材漏えい事故、原子炉格納容器外に放射性物質が放出される事故である一次アルゴンガス漏えい事故②　「仮想事故」として、「重大事故」として想定した事象等を踏まえて、より多くの放射性物質の放出を仮定するため、右の「重大事故」である一次冷却材漏えい事故と同様の条件の下において、炉心内のすべての燃料が溶融、破損したと仮定した場合に放出される放射性物質の量に相当する量の放射性物質が原子炉格納容器内
に放出されることを仮定した事故
被告は、本件安全審査において、右各事故が、放射性物質の放出の可能性のある事故のうち、昀大の放射性物質の放出が想定される事故であることを確認し、その結果、右各事故は、本件原子炉施設の立地条件の適否を判断するための媒介として観念的に想定される事故として妥当であると判断した（乙第九号証二三四ページ）。
（２）　評価方法の妥当性被告は、本件安全審査において、以下の事項を確認し、その結果、「重大事故」及び「仮想事故」に係る評価方法は妥当であると判断した（乙第九号証二三四ページ）。
ア　公衆の被ばく線量を計算するに当たって設定された放射性物質の放出量は、次のとおりである。
①　一次冷却材漏えい事故については、希ガス及びよう素の原子炉容器内への放出量を、すべての燃料被覆管が損傷するとの厳しい前提を置いて求めた値としている（乙第一六号証一〇―五―三ないし五、三四、三五ページ）。②　一次アルゴンガス漏えい事故については、事故時に、常温活性炭吸着塔内に貯留されている希ガス及びよう素は、常温活性炭吸着塔収納設備内の圧力に依存して徐々に放出され、右常温活性炭吸着塔内の全量が放出されることは考えられない（乙第一六号証八―七―一五ないし一六ページ）にもかかわらず、貯留されているすべての希ガス及びよう素が放出されることを仮定している（乙第一六号証一〇―五―一三ページ）。
③　「仮想事故」については、炉心に蓄積されている核分裂生成物の原子炉格納容器内への放出量について、すべての燃料が破損、溶融したと仮定した場合に放出される放射性物質の量に相当する量としている（乙第一六号証一〇―五―一五ないし一七、三八ないし四〇ページ）。


イ　公衆の被ばく線量を計算するに当たって設定された放射性物質の放出形態は、次のとおりである。
①　一次冷却材漏えい事故に
ついては、アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのよう素除去効率が九九パーセント以上となるように設計される（乙第一六号証八―七―九ページ）にもかかわらず、これよりも低く見積もる等の厳しい条件を設定して原子炉格納容器から放出される放射性物質の放出量を多く見積もった上で、大気中への放散を仮定している（乙第一六号証一〇―五―四、五ページ）。②　一次アルゴンガス漏えい事故については、常温活性炭吸着塔は一次アルゴンガス系収納施設の気密性の高い常温活性炭吸着塔収納設備内に収納される構造になっているにもかかわらず、十分安全側に漏えい率を仮定して、原子炉補助建物内に放出された核分裂生成物は、すべて大気中に放散されると仮定している（乙第一六号証一〇―五―一二ページ）。
③　「仮想事故」については、一次冷却材漏えい事故と同様の厳しい条件を設定するとともに、アニュラス循環排気装置の微粒子用フィルタユニットのプルトニウムの除去効率が九九パーセント以上となるように設計される（乙第一六号証八―七―九ページ）にもかかわらず、これよりも低く見積もる等の厳しい条件を設定して、大気中への放散を仮定している（乙第一六号証一〇―五―一六、一七ページ）。ウ　環境へ放出された放射性物質の大気中における拡散、希釈の状況の設定は、次のとおりである。
①　一次冷却材漏えい事故及び「仮想事故」については、大気中に放出された希ガスやよう素の拡散、希釈について、風向、風速等が変動することに伴う拡散、希釈の程度を厳しく見積もるために、三〇日間で放出されると想定されるところを、全量がわずか一〇時間で放出されると仮定し（乙第一六号証六―二―三七、一〇―五―七、一七ページ）、その上で、右のすべての事故について、まれにしか生じないと思われる大気中における放射性物質の濃度を用いて評価する（乙第一六号証六―二―一三ページ）等厳しい条件設定がされている。
②　一次アルゴンガス漏えい事故については、全量がわずか三時間で放出されると仮定し（乙第一六号証六一二―三七、一〇―五―一三ページ）、その上で、右のすべての事故について、まれにしか生じないと思われる大気中における放射性物質の濃度を用いて評価する（乙第一六号証六―二―一三ページ）等厳しい条件設定がされている。
エ　右想定された「重大事故」及び「仮想事故」による公衆の被ばく線量を評価す
る前
提として、原子炉施設の設置される位置、その周辺の人口等が確認されている（乙第九号証三、八ページ、乙第一六号証六―六―一、六、七、一四、一五、一〇―五―一八、一九、三二、三三ページ）。
（３）　評価結果の妥当性
被告は、本件安全審査において、「重大事故」及び「仮想事故」に係る評価結果が、以下のとおり「立地審査指針」及び「プルトニウムめやす線量指針」に適合することを確認し、その結果、本件原子炉施設の立地条件の適否に係る安全評価の結果はいずれも妥当であると判断した（乙第九号証二三四、二三五、乙第一四号証の三の一八ページ）。
ア　「重大事故」の評価結果
一次冷却材漏えい事故における本件原子炉敷地境界外の被ばく線量の昀大値は、甲状腺被ばくについては（小児）約一・ハレム、全身被ばくについては約〇・一五レムとなる。
一次アルゴンガス漏えい事故における本件原子炉敷地境界外の被ばく線量の昀大値は、甲状腺被ばくについては（小児）約〇・四九レム、全身被ばくについては約〇・二五レムとなる（乙第九号証二三〇、二三一ページ、乙第一四号証の三の一八ページ、乙第一六号証一〇―五―一一、一四ページ）。したがって、（１）で述べた二つの「重大事故」のいずれの場合においても、本件原子炉施設の敷地境界外における被ばく線量の昀大値は、めやす線量である甲状腺被ばく（小児）一五〇レム及び全身被ばく二五レムに比べてそれぞれ十分小さく、非居住区域であるべき範囲は右敷地内に含まれている。なお、「重大事故」として想定した右各事故ではいずれもプルトニウムが環境に放出されることはない（乙第九号証二二九、二三一ページ）。
イ　「仮想事故」の評価結果
本件原子炉施設の敷地境界外における被ばく線量の昀大値は、①甲状腺被ばくについては（成人）約四・五レム、全身被ばくについては約一・四レム、②全身被ばく線量の積算値は、昭和五〇年の人口に対しては約一三万人レム、西暦二〇二五年の推定人口に対しては約一七万人レム、また、③プルトニウムの大気中への放出に伴う被ばく線量籾は、敷地境界外で昀大となる場所において骨表面、肺及び肝のそれぞれに対し、約〇・九九ラド、約〇・一九ラド及び約〇・二一ラドとなる（乙第九号証二三三ページ、乙第一四号証の三の一八ページ、乙第一六号証一〇―五―一九、二〇ページ））。
したがって、（１）で述べた「仮想事故」の場合においても、①本件原子炉施設の敷地境界外における被ばく線量の昀大値は、めやす線量である甲状腺被ばく（成人）三〇〇レム及び全身被ばく二五レムに比べてそれぞれ十分小さく、低人口地帯であるべき範囲は右敷地内に含まれている。さらに、②全身被ばく線量の積算値も、めやす線量である二〇〇万人レムに比べて十分小さい。③プルトニウムの大気中への放出に伴う被ばく線量も、これに関するめやす線量である骨表面に対して一二ラド、肺に対して一五ラド、肝に対して二五ラドに比べて十分小さいものである（乙第九号証二三四ページ、乙第一四号証の三の一八ページ）。
（四）　原告らの主張に対する反論
原告らは、立地条件の適否に係る安全評価についての安全審査には種々の重大かつ明白な瑕疵があると主張する。
しかしながら、本件安全審査においては、（３）で述べたとおり、本件原子炉施設の立地条件の適否に係る安全評価に際して想定されている事象、その評価方法及び評価結果がいずれも妥当であることを確認しており、原告らの右主張はいずれも失当である。
以下、念のため、原告らの右主張に理由のないことを個別に述べる。
（１）　「めやす線量」に関する主張について


原告らは、本件原子炉施設の立地条件の適否に係る安全評価に際しての判断基準である「めやす線量」は、「許容被ばく線量」より更に極めて大きな線量とされており、不当であると主張する（訴状一四七ないし一五〇ページ）。しかしながら、「めやす線量」は、あくまでも原子炉施設と公衆との離隔に係る立地条件の適否を判断する際のめやすとしての線量であって、公衆にその線量値までの被ばくを許容するものとしての許容被ばく線量年間〇・五レムとは本質的にその意義を異にするものである。したがって、原告らの右主張は、「めやす線量」の意義を正解しないものであって、失当である。
（２）　事象選定に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の立地条件の適否に係る安全評価に際して想定されている事象の選定が恣意的であると主張し、その根拠として、ＴＭＩ二号炉事故では、仮想事故を上回る放射能放出が現実に起こったことを指摘する（訴状四二六ないし四二七ページ）。
しかしながら、立地条件の適否を判断するための安全評価は、安全審査において、申請に係る原子炉施設の位置、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、災害防止上支障がない
ものであるか否かを判断する一環として、念には念を入れて公衆との離隔を確認するために行われるものであるから、その基本設計ないし基本的設計方針で採られている安全上の対策をすべて無効とするような想定をする必要はない。原告らの指摘するＴＭＩ事故は、原子炉施設の運転管理に起因して発生したものであるから、右の趣旨で行う立地条件の評価において、右事故の影響を考慮する必要がないことは明らかである。したがって、原告らの右主張は理由がない。なお、ＴＭＩ事故による周辺公衆の被ばく線量は、個人平均で約一ミリレム（〇・〇一ミリシーベルト）であると推定される（甲イ第一五〇号証三〇三ページ）ことから、右事故により周辺公衆が過大な被ばくを受けた事実はない。
（３）　評価方法に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の立地条件の適否に係る安全評価について、想定した事象の評価方法が恣意的であると主張し、その根拠として、放出放射性物質の量、放出形態、気象条件、人口条件等の根拠が不明確であることを指摘する（訴状四二七ページ）。
しかしながら、本件安全審査においては、前述したとおり、①「重大））事故」及び「仮想事故」について、（ａ）放出放射性物質の量、（ｂ）放出形態、（ｃ）拡散、希釈の状況等について厳しい評価方法を設定していることを確認している。また、②「仮想事故」については、昭和五〇年の国勢調査結果と西暦二〇二五年の人口の推定値が、人口条件として用いられているソ）と（乙第一六号証一〇―五―一八、一九ページ）を確認している。したがって、原告らの右主張は理由がない。第五章　本件許可処分後に得られた知見と本件安全審査平成七年一二月に発生した本件事故と本件安全審査との関係については既に準備書面（七）で述べたとおりである。
本章においては、本件事故を契機とする事故原因の調査過程において新たに得られた、①界面反応による床ライナの腐食と、②ナトリウムの燃焼による床ライナの温度上昇という二つの知見を考慮しても、本件安全審査の合理性は何ら左右されるものでないことについて、改めて詳細に述べる。
第一　本件安全審査における床ライナに係る審査
本件事故の原因調査の過程で得られた右の二つの知見は、いずれも床ライナの健全性に影響を与える可能性のある知見である。そこで、まず、本件安全審査におけ
る床ライナの審査事項について明らかにし
ておく。
被告は、本件安全審査において、床ライナに関する審査として、万一、本件原子炉施設の冷却材であるナトリウムが漏えいした場合でも、鋼製の床ライナを設置することによって、漏えいナトリウムと床コンクリートとの直接接触の防止を図るという申請者の基本的設計方針を妥当と判断した（乙イ第四五号証二ページ、乙第九号証六八、七〇ページ、乙第一四号証の三の一〇ページ、乙第一六号証八―一―六、一〇―三―三四ページ）。
そして、本件安全審査において床ライナについて具体的に確認した事項は、①鋼製の床ライナの設置により漏えいナトリウムと床コンクリートとの直接接触を防止するという本件原子炉施設の設計方針が、「評価の考え方」においても求められるナトリウムに対する設計上の考慮（乙第四号証四九〇、四九一ページ）に照らし、妥当であること、②漏えいナトリウムの燃焼に伴って床ライナの温度が上昇しても（ナトリウムが床ライナ上で燃焼した場合、床ライナと火炎との間にはナトリウムが存在するから、床ライナの温度上昇はナトリウムの沸点（摂氏八八〇度）以上となることは考え難い。）、床ライナの材質とされている鋼の融点（摂氏約一五〇〇度）からみて、右温度上昇に対して熱的にも機械強度的にも十分余裕のある床ライナを設置し得ること（換言すれば、鋼製の床ライナの設置により漏えいナトリウムと床コンクリートとの直接接触を防止するという本件原子炉施設の設計方針に技術的な困難はなく、実現可能であるソ）との二点である（乙イ第四五号証二ページ、Ｐ１調書一六、二八、二九ページ）。
第二　界面反応による腐食に係る知見と本件安全審査の合理性
一　界面反応による腐食に係る知見の概要
１　本件事故、燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱにおける床ライナの損傷の程度及びその状況は、以下のとおりである（乙イ第四一号証四、五ページ、乙イ第四五号証四ページ）。
①　本件事故
本件事故においては、三時間四〇分程度継続したナトリウム漏えいに対して、ライナに局所的に〇・五ないし一・五ミリメートル程度の板厚減少が観察され、その上にはナトリウム化合物が山状に堆積していた。
②　燃焼実験Ⅰ
燃焼実験Ⅰでは、一時間三〇分程度継続したナトリウム漏えいに対して、ライナを模擬した鋼製の受け皿に昀大約一ミリメートル程度の減肉が認められ、本件事故時と同様、その上にはナトリウム化合物が山状に堆積していた。
③　燃焼実験Ⅱ
燃焼実験Ⅱでは、三時間四〇分程度継続したナトリウム漏えいに対してライナに五箇所の貫通孔が生じ、ライナ上には溶融凝固した水酸化ナトリウムが薄い平板状に広がっていた。


２　以上のとおり、燃焼実験Ⅱでは、本件事故や燃焼実験Ⅰとは異なる非常に速い腐食が発生した。これは、右実験結果等における堆積物の形状、組成に違いがあることからみて、燃焼実験（一）は、本件事故及び燃焼実験Ⅰとは異なる腐食環境にあったと考えられる。そして、この腐食環境の違いを生んだ原因として、燃焼実験Ⅱでは、①記録用のカメラの冷却等のために、実験セル内に外部の空気を吸入していたこと、②実験セルの容積が本件事故があった二次主冷却系配管室（以下、「配管室」という。）と比べて一二分の一と小さい上、コンクリート壁がナトリウム燃焼部に接近していたため、コンクリート壁表面から多量の水分が放出されたことが挙げられる（乙イ第四五号証四、五ページ、乙イ第四一号証五ページ）。このような腐食環境の違いから、燃焼実験（一）では、界面反応による腐食が生じ、これが非常に速く進行したものと推定される（乙イ第四五号証五ページ）。したがって、燃焼実験Ⅱと環境条件を大きく異にする本件原子炉施設においては、燃焼実験Ⅱで観察された非常に速い速度で進行する腐食が実際に発生する可能性は、極めて小さいと考えられ（乙イ第四五号証四、五ページ、Ｐ１調書七三、七四、一六五ページ、乙ニ第五号証の二の三九ないし四四ページ）、このことは、現に本件事故の結果では、板厚六ミリメートルのライナに前記のとおり昀大一・五ミリメートルの深さの腐食が生じたにとどまっていることからも明らかである。３　しかしながら、現時点では、界面反応による腐食に関しては、ナトリウム燃焼による鉄の腐食機構の動的な過程と、それに及ぼす温度、物質の移動等の因子の影響について十分解明されているとはいえない状況にあり、本件原子炉施設において、どのような条件下であれば、燃焼実験Ⅱで観察された非常に速い速度の腐食が発生するのかについて十分明らかではない（乙イ第四一号証一三、二〇ページ、Ｐ１調書一六五ページ）。
したがって、本件原子炉施設において、万一、右の腐食が発生したと仮定した場合の床ライナの減肉量を検討しておく必要がある。
そこで、腐食の観点からは、昀も速い腐食速度に基づき、腐食量を予測すれば、昀も厳しい結果が得られることになる。燃焼実験Ⅱの結果は、本件事故、燃焼実験Ⅰと比較して腐食速度が昀も速いばかりでなくこれを超える腐食速度が申請者の行った腐食試験等では観測されていないことからみても、現段階では、昀も速い腐食速度であるということができる（乙イ第四二号証の一の三ページ）。申請者は、右腐食速度に基づき、本件原子炉施設において、二次冷却材漏えい事故時のナトリウム燃焼解析を行った。その結果によると、漏えい率を一時間当たり〇・一及び〇・〇一トンとし、ループ内のナトリウムのドレン町が完了するまで八〇分を要するとの解析条件を設定した場合の床ラィナの減肉量は、中央値で三・二ないし三・三ミリメートル、上限値は、五・二ないし五・五ミリメートルとされている（乙イ第二六号証三・一・三―七四ページ、乙イ第四五号証五ページ）。二　界面反応による腐食に係る知見と本件安全審査の合理性前述したナトリウム燃焼解析の結果によれば、万一、本件原子炉施設で燃焼実験Ⅱで観察された腐食が発生したと仮定した場合、床ライナの減肉量は、昀大で五・二ないし五・五ミリメートルになり得る。
しかしながら、この程度の腐食であれば、鋼製のライナにより、漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止するという本件安全審査において確認した本件原子炉施設の設計方針の合理性は、何ら左右されるものではない。すなわち、燃焼実験Ⅱのような界面反応による腐食が起こるとしても、この腐食によってライナの肉厚が減少する程度（減肉量）は、ライナの金属が高温に保持されている時間にほぼ比例し、また、その腐食速度は、ライナの温度が上昇するに伴い指数関数的に増大することが明らかになっている（乙イ第四二号証の一の三、一七ページ）。そうすると、界面反応による腐食に対しては、減肉量に相応した板厚等を採用するなどの具体的設計段階における対処によってライナの機械的健全性を維持することは十分可能である。してみると、界面反応による腐食を考慮に入れても、鋼製の床ライナを設置することによりナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止するという本件原子炉施設の基本的設計方針の実現可能性が否定されることはない（乙イ第四五号証六ページ、Ｐ１調書一一四ないし一一七、一六六、一六七ページ）。
以上のとおりであるから、本件原子炉施設の基本的設計方針を妥当と判断した本件安全審査の合理性は、界面反応による腐食に係る知見を考慮しても、何ら左右されない（乙イ第四二号証の二の二ページ、乙イ第四五号証五、六ページ、Ｐ１調書一六六、一六八、一六九ページ）。
第三　床ライナの温度上昇に係る知見と本件安全審査の合理性
一　床ライナの温度上昇に係る知見の概要
１　床ライナの昀高温度は、本件事故では摂氏七〇〇ないし七五〇度、燃焼実験Ⅰでは摂氏七七〇度、燃焼実験Ⅱでは摂氏八五〇度と推定されている。これらは、いずれも漏えいナトリウムが床ライナ全面に広がった状況ではなく、床ライナの一部に局所的に堆積した状態で観測されている（乙イ第四一号証四、五ページ）。２　また、申請者は、本件事故後に、二次系漏えいナトリウムの影響評価として床ライナの温度上昇に着目した解析を行っている。この解析は、スプレイ燃焼とプール燃焼とを同時に解析できるコードを用い、本件原子炉施設に実際に設置されている板厚約六ミリメートルの床ライナについて、ライナの温度上昇に対し厳しい評価となるような解析条件を設定し、漏えい率をパラメータとして解析を行ったものである。その結果によると、床ライナの昀高温度は、中小規模の漏えいでは、配管室で摂氏約八八〇度、過熱器室で摂氏約八五〇度、大規模の漏えいでは、配管室で摂氏約六二〇度、過熱器室で摂氏約七五〇度となっている（乙イ第四一号証一一、一二ページ、参―二〇ページ）。
二　床ライナの温度上昇に係る知見と本件安全審査の合理性１　前述したとおり、床ライナの温度に着目した解析によると、二次系ナトリウム漏えい時の床ライナの昀高温度は、いずれも、本件原子炉設置許可申請書添付書類に記載された床ライナの設計温度摂氏五〇〇度（乙第一六号証一〇―三―三六ページ）を上回ることになる。しかし、ここでいう設計温度とは、申請者が、床ライナの具体的設計を行うに際して、床ライナが設計温度まで全面一様に過熱されても、熱膨張によって床ライナが設置されている部屋の壁と干渉しないように設計するために設定したものである（乙イ第四五号証六、七ページ、乙イ第四一号証一六ページ）。


２　そもそも、本件安全審査においては、鋼製の床ライナの設置によって漏えいナトリウムと床コンクリートとの直接接触の防止を図るという本件原子炉施設の基本的設計方針が審査の対象とされているのであり、床ライナ自体の具体的設計の当否
は審査の対象と
されていない（乙イ第四五号証二、七ページ、Ｐ１調書二八、二九ページ）。したがって、床ライナの設計温度の妥当性についても特段審査されておらず（乙イ第四五号証七ページ、Ｐ１調書二九、三〇、三二ないし三六ページ）、右のような意味での床ライナの設計温度は、詳細設計以降にゆだねられた問題である。なお、本件安全審査においては二次冷却材漏えい事故評価に関して、ナトリウム漏えい時の床ライナの温度が設計温度を下回ることを確認している。しかし、これは、第四章第四の二２（二）（１）イにおいて述べたとおり、崩壊熱・残留熱除去系の系統分離を確認するために、系統分離維持の観点から昀も厳しい条件となるように、内圧の上昇を昀大限に評価する解析モデルを設定した際に、この条件下における床ライナの温度が設計温度を下回ることを念のため確認したものにとどまり（乙イ第一二号証二五、二六ページ、乙イ第四五号証七ページ、Ｐ１調書一六三、一六四ページ）、床ライナの設計温度自体の妥当性を審査し確認したものでないことは明らかである。
３　以上のとおり、床ライナの温度上昇に対し厳しい評価となるような解析条件を設定して申請者が行った解析の結果、二次系ナトリウムの漏えい時の床ライナの昀高温度が、前記の設計温度を上回ることが判明したが、床ライナの設計温度は、そもそも基本設計ではなく、詳細設計以降の問題であるから、右の新知見によっても、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針を審査の対象とする本件安全審査の合理性は何ら左右されるものではない（乙イ第四五号証七ページ、乙イ第四一号証一七ページ）。
４　なお、現に本件原子炉施設に設置された床ライナについては、以下のとおり、申請者がした解析評価によって、その機械的健全性が損なわれないことが確認されている（準備書面（七）二八ないし三〇ページ）。
（一）　申請者は、本件事故後、二次冷却材を保有する系統、機器を収納する部屋の床ライナの機械的健全性について解析と実験を行い、その結果に基づいて評価を行った。
右解析の結果によれば、本件原子炉施設に実際に設置されているライナは、まず、漏えいナトリウムが床ライナ全面に広がった場合については、二次主冷却系配管室（Ａ）北側では摂氏約六三〇度、二次主冷却系配管室（Ｃ）北側では摂氏七〇〇度程度、その他の二次主冷却系配管室及び過熱器室では摂氏約九五〇度ないしはそれ以上になっても、熱膨張により壁と干渉することはなく、機械的に破損するおそれはない。
また、右解析結果や実験結果等によれば、漏えいナトリウムが床ライナの一部に局所的に滞留した場合についても、摂氏九〇〇度ないし九五〇度までは、床ライナそれ自体が損傷することはない。
（二）　原子力安全委員会も、第二次報告書において、申請者の右評価結果を確認している（乙イ第四一号証一二、一三ページ）。
第四　まとめ
以上のとおり、本件安全審査において確認した、鋼製の床ライナの設置によって漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止するという基本設計ないし基本的設計方針は、本件事故を契機に得られた、①界面反応による腐食、②漏えいナトリウムの燃焼に伴うライナの温度上昇という二つの知見を考慮に入れても、いささかもその合理性が損なわれるものではない。
第五　原告らの主張に対する反論
一　界面反応による腐食に関する主張について
原告らは、燃焼実験Ⅱにおいて床ライナが損傷（貫通）したことを指摘し、本件原子炉施設においても条件次第によって同様の事態が発生し、その際には、漏えいナトリウムによって床コンクリートが破壊されるとともに、水素爆発が柵発生し、本件原子炉施設の安全性は維持され得なくなるとして、こうした事態を考慮していない本件許可処分は無効であると主張する（原告ら準備書面（六）四八ないし五四ページ、準備書面（七）一〇丁裏、一一丁表、Ｐ１６調書（一）一一四ないし一一六ページ）。
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり、失当である。すなわち、前記第二の二で述べたとおり、二次系冷却材の漏えいにより、仮に燃焼実験Ⅱのような界面反応による腐食が床ライナに起こるとしても、この腐食に対しても減肉量に相応した板厚等の具体的設計が十分可能であり、これにより要求される直接接触防止機能を果たすことが可能である。そうすると、本件安全審査で確認した、鋼製のライナによって漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触の防止を図るという本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針の合理性は、界面反応による腐食という知見を考慮しても、何ら左右されるものではない。原子力安全委員会も、右知見を考慮に入れても、ライナによってナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止するという、設置許可時の安全審査で確認された基
本設計ないし基本的
設計方針そのものの妥当性が失われるものではないとの見解を示している（乙イ第四二号証の二の二ページ）。
なお、付言すれば、前記第二の一で述べたとおり、燃焼実験Ⅱの腐食環境と本件事故の腐食環境には大きな相違があり（Ｐ８調書（四）一〇丁裏ないし一一丁裏）、今後解明すべき点はあるものの、本件原子炉施設において界面反応による腐食が発生する可能性は低い（Ｐ１調書七三、七四、一六五ページ、乙イ第四五号証四、五ページ、乙ニ第五号証の二の三九ないし四四ページ）。また、万一、本件原子炉施設において、右腐食が発生したとしても、床ライナが損傷に至ることは考えられない（乙ニ第五号証の二の四八ないし五一ページ参照）。したがって、原告らの指摘するごとき水素爆発なる事態は、本件原子炉施設において、起こり得ない。二　床ライナの腐食に係る知見と「評価の考え方」に関する主張について原告らは、Ｐ１証人の「本件事故によって起こったような激しい腐食に対する考慮を指針に付け加えることを検討している」旨の証言部分（Ｐ１調書一三六、一三七ページ）を指摘して、「評価の考え方」は界面反応による腐食について言及しておらず、不合理な審査基準であると主張する。
しかしながら、原告らの右主張は、Ｐ１証人の右証言の趣旨を曲解するものであって、失当である。


すなわち、この点に関するＰ１証人の証言全体を概観するに、原告ら代理人からの「評価の考え方自体に、本件ナトリウム漏えい事故を受けて、不備があったか」との質問に対し、Ｐ１証人は、「これは、ナトリウムによる鉄の腐食というのは、一言書いてあるんでございますが、（中略）そこで言っている腐食というのは、通常こういう工業機器でよく見られる腐食でございまして、寿命期間中にわたって、例えば零点何といったような程度のものを指しております。したがって、一時間に何といったような、こういうものすごい激しい腐食までは、とてもそれでは読めなかろうと。ですから、そういうことに対する考慮も含めていかなければならないだろうと。これは現在検討中でございますが、それも含めまして、見直しをしております。」と証言し、更に「ああいう激しい腐食については何ら言及しておりませんので、その部分は付け加える必要があるのではないかということで検討しております。」「私どもの見解では、そこに記載されているのでは、燃焼実験（一）等で観測された、ああいう腐食まで読むのは無理ではないかという見解なんです。」「直さなければならないのではないかということで、現在検討中である」（Ｐ１調書一三六ないし一三九ページ）と証書している。
してみると、原告らの指摘するＰ１証人の前記証言部分は、床ライナの腐食に係る知見が重要な知見であることにかんがみ、安全審査の基準として右知見を付け加えることを原子力安全委員会として検討していることを述べたに止まり、これを考慮していない現在の「評価の考え方」の審査基準自体が不合理であることを述べたものでないことは明らかである。
かえって、Ｐ１証人は、界面反応による腐食と本件安全審査の合理性について、「ライナによって接触を防止するというその設計方針が否定されないかぎりは、その合理性がある」「それを回避する方法はあり得るということでごさいますから、そうであれば、今申しました接触防止という設計方針は合理性を失っていない、したがって、それをよしとした審査の結論も合理性を失っているとは思いません。」「板厚を増加するというのも一つの方策でございましょうし、あるいは、そのほかにもいろいろ方策はあるかもしれません。技術的には十分可能だと思います。」「そういう方策を採ることは可能であるということは、ワーキンググループの第三次報告書で言われているところでございます。」「燃焼実験Ⅱ等で観測された昀大の腐食速度で想定しても、ライナの損傷を防止する方策は、少なくとも可能であるということがもう既に示されてございますので、それを踏まえれば、全体としての合理性も失われていないというふうに私は考えております。」と証言している（Ｐ１調書一六六ないし一六九ページ）。
以上のＰ１証言によれば、界面反応による腐食に対しては、床ライナの減肉量に相応した板厚等を採用するなどの具体的設計によってライナの健全性を維持することは十分可能であるから、界面反応による腐食という知見を考慮しても、本件安全審査において確認した本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針の合理性は、何ら左右されるものではないことは明らかである（乙イ第四二号証の二の二ページ、乙イ第四五号証五、六ページも同旨である。）。したがって、安全審査における審査基準である「評価の考え方」に界面反応による腐食という知見が含まれていないとしても、何ら合理性を欠くことにはならない。三床ライナの腐食に係る知見と本件安全審査の合理性に関する主張について原告らは、Ｐ１証人の「現在の知見に基づいて審査すれば、腐食についての十分な説明がなければ許可は下りない」旨の証言部分（Ｐ１調書一三三ページ）を指摘して、界面反応による腐食抑制対策を施していない現存の施設に対してした本件許可処分は、現在の通説的な科学技術知識によれば重大かつ明白な瑕疵が存在すると主張する。
しかしながら、原告らの右主張は、Ｐ１証言を曲解するものであって、その前提において失当である。
すなわち、この点に関するＰ１証人の証言全体を概観するに、原告ら代理人の「腐食抑制対策も何も施していないもんじゅの許可申請が上がってきた場合、原子力安全委員会として現在の科学技術水準、知見で妥当であるという結論が出せるのか」という質問に対して、Ｐ１証人は、「これは、昀新の知見に基づいて審査を行うというのが基本原則でございますから、現在の知見に基づいてやれば、腐食について少なくとも何らかの説明を求めると、どういう対策を採って、どこまで抑制できますかという説明は、当然求めることになろうと思います。」と証言し、次に、原告ら代理人からの「説明ができなければ、妥当性を欠くことになりますね。」という質問に対し、「これは、十分な説明がなければ、いつまでたっても許可が下りないということになります。」と証言し、更に原告ら代理人の「たなざらしですか。今のような状態が続くんですか。」との質問に対し、「いや、今はまだ何も、申請も何も出ておりませんから、私どももそういう意味での審査はやっておりませんから、そういうものが出てきたときにということでございます。許可が下りないと、あるいは、認可がされないと、こういうことになります。」（Ｐ１調書一三三、一三四ページ）と証言したものである。
以上のＰ１証人の証言全体からみて、Ｐ１証人は、本件許可処分後に界面反応による腐食という知見が明らかとなった以上、今後のＬＭＦＢＲに対する安全規制（その規制は、設置許可に限定されていない。）では、右知見を取り入れた審査を行うことになり、その際に、腐食抑制対策を含めた腐食に関する説明が求められるであろうという一般的な見解を述べたに止まる。Ｐ１証人の右証言部分は、本件安全審査の合理性について述べたものでなく、まして、本件安全審査が現在の科学技
術水準に照らし不合理
であることを述べたものでないことは明らかである。
第六章　結論
本件許可処分は、第二章で述べたとおり、原子炉等規制法二三条、二四条にのっとって行われたものであって、手続的に適法であり、また、第三章及び第四章で述べたとおり、同法二四条一項の三号（技術的能力に係る要件に限る。）と四号の各要件に適合するものであって、実体的にも適法である。さらに、第五章で述べたとおり、本件許可処分後に得られた知見に照らしても、本件安全審査の合理性は損なわれない。
以上のとおり、本件許可処分は適法であって、何らの瑕疵もないから、その無効確認を求める本件訴訟に理由がないことは明らかである。よって、本件訴訟は、速やかに棄却されるべきである。
〔被告の主張〕
第一章　序論
第一　はじめに
原告が本件もんじゅ訴訟を提起したのは一九八五年九月二六日であった。第一回口頭弁論は翌八六年四月二五日に開かれ、原告・Ｐ１２が「私たちには後世に対する責任がある。科学者よ、奢るなかれ」と訴えた。


それ以来、原告は一貫して、本件もんじゅにおいては、内包するプルトニウムをはじめとする放射能の危険性を前提として、①化学的活性の強いナトリウムを使用しているので、配管破断などによるナトリウム漏洩火災事故が起こりやすいこと、②蒸気発生器の伝熱管破断が起きるとナトリウムと水の爆発的反応が起きて蒸気発生器が破壊されその影響は一次系に及ぶこと、③出力暴走事故がチェルノブイリ原発よりも起こりやすく、炉心崩壊事故に至ること、④直下型等の大地震が起こった場合、ナトリウム配管が破断してナトリウムが漏洩したり、原子炉施設が倒壊して放射性物質が外部に放出される危険性があることを主張してきた。また、本件もんじゅは再処理工場と並んでプルトニウム・リサイクルの要であり、発電・再処理・輸送等のあらゆる段階で放射性物質が環境中に放出される危険性があることも指摘してきた。
第二　もんじゅは研究開発段階の原子炉である
一　もんじゅはプルトニウムの増殖を目的とする
「もんじゅ」はプルトニウムとウランの混合酸化物を燃料とする液体ナトリウム冷却の発電設備を備えた高速増殖原型炉で熱出力は七一・四万キロワツト、電気出力は二八万キロワットである。現在、わが国で実用化されている発電用原子炉は、三～四パーセントの低濃縮ウランを燃料とし、軽水（普通の水）を減速材及び冷却
材とし、速度の
遅い熱中性子（秒速約二～三キロメートル）を核分裂反応に使用する「軽水炉」である。軽水炉においても核反応によって核分裂性のプルトニウムは生成されるが、消費した量よりも少なく、いわゆる増殖機能を持っていない。これに対し「高速増殖炉」は、核分裂の連鎖反応が主として高速中性子（秒速約二万キロメートル）により行われるものであって、核分裂性物質のうちプルトニウムニ三九等の一定の物質について当該連鎖反応に伴い生成する量のその消滅する量に対する比率が一を越えるものである。「高速」中性子を用いて「増殖」を目的とするから高速増殖炉と呼ばれている。
動力炉による発電の実用化に向けての開発段階としては、一般的に、①実験炉、②原型炉、③実証炉、④実用炉の各段階を踏んで開発する方式が取られている。わが国においては、①高速増殖実験炉としては発電設備を持たない原子炉である「常陽」があり、②高速増殖原型炉としては、発電設備を持つ本件「もんじゅ」がある。それ以降は、③経済性を実証することを目的とした高速増殖実証炉を経て、④高速増殖実用炉に至るものとされていた。
従って、もんじゅは試験開発段階の高速増殖原型炉である。
二　もんじゅ発電プラント計画の概要
もんじゅの主要系統図は図１―１―１のとおりである
原子炉は、炉心及び炉内構造物を円筒状の鋼製容器に納めたものであり、定格出力時の一次冷却材ナトリウムの温度は、原子炉容器入口で三九七℃、出口で五二九℃である。炉心に装荷される炉心燃料は核分裂性のプルトニウムが約一六～一二パーセントも富化されたプルトニウム・ウラン混合酸化物である。これらをとりまくブランケットは二酸化ウラン（劣化ウラン）で構成され、炉心は全体としてほぼ正六角形の断面形状をしている。原子炉停止系は制御棒のみであり、軽水炉におけるボロン水注入等原理の異なる停止系を有してはいない。炉心で加熱された一次冷却材ナトリウムは配管を通って中間熱交換器に至り、そこで細い伝熱管を隔てて二次冷却材ナトリウムに熱を伝達し、炉心に戻る。一次主冷却系はＡＢＣの三系統からなり、各系統はそれぞれ、中間熱交換器、一次主循環ポンプ、主配管及び弁等で構成されている。
二次冷却材ナトリウムは、中間熱交換器において細い伝熱管を隔てて一次冷却材ナトリウムから熱を受け取り、その熱を蒸気発生器において、細い伝熱管を隔てて
水に伝達して水を蒸
気に変え、更に過熱する機能を有する。二次冷却材ナトリウムは中間熱交換器に定格出力時には三二五℃で流入し、加熱されて五〇五℃で流出する。二次主冷却系は一次冷却系のＡＢＣ三系統に対応して三系統に分かれており、各系統はそれぞれ、二次主循環ポンプ、蒸気発生器、主配管及び弁等で構成されている。ナトリウム漏洩事故を起こしたのは、このうちのＣループの二次主冷却系配管である。蒸気発生器は、蒸発器と過熱器によって構成される。加圧された水は、蒸発器において、細い伝熱管を隔てて二次冷却材ナトリウムから熱を受け取って蒸気になり、過熱器において、細い伝熱管を隔てて更に二次冷却材ナトリウムから熱を受け取って、約一二七気圧、四八三℃の高圧過熱蒸気となってタービン室に至ってタービンを回転させて発電し、復水器で冷却されて再び水となって蒸発器に至る構造となっている。
第三　もんじゅの危険性の根源―放射能
原子力発電所の危険性の根源は、原子炉に人体に有害な大量の放射性物質を内包することにある。平常時でも一定程度環境中に放出し、事故時にはその多くが環境中に飛び出してくる。事故が一旦発生すれば、放射能汚染は全世界的な規模に広がり、その被害は未来にも及ぶことはチェルノブイリ事故が如実に示している。放射線の人体に与える影響には、被曝した個人へ与える急性障害・晩発性障害の他に、その子孫に与える遺伝的障害も存在するのである。
もんじゅは、プルトニウムとウランの混合酸化物を燃料として使用する。プルトニウムの量は一・四トンであり、そのうち燃えるプルトニウム（プルトニウム二三九と二四一）は一トンである。これは長崎に投下された原子爆弾の五〇個以上の量に相当する。
酸化プルトニウムは直径一ミクロン程度の微粒子となって空気中に漂いやすく、体内に取り込まれやすい。一旦体内に取り込まれると、肺や骨、肝臓などの組織に沈着し、破壊力の強いアルファ線を出して周辺組織を被曝する。そのため、肺ガンや骨腫瘍、肝臓ガン、白血病の原因となり、生殖腺に達して遺伝障害の原因になる。
使用済核燃料に含まれるプルトニウムの僅か一グラムは、公衆一八億人分の年摂取限度となる程の非常に強い毒性をもっている。一旦事故が起こって炉内にあるプルトニウムの一パーセントが環境中に放出されたと仮定すると近隣市町村は壊滅的な打撃をうけ二〇万人がガンで死亡するという、取り返しのつかない甚大な被害が発生する。
第四　ナトリウム漏洩火災の危険性
一　ナトリウムは化学的活性が強い
１　ナトリウムと空気中の酸素は、次のような反応によって激しく燃焼し、熱を出す。


２Ｎａ（ナトリウム）＋１／２０２（酸素）　Ｎａ２Ｏ（酸化ナトリウム）２Ｎａ（ナトリウム）＋Ｏ２（酸素）　Ｎａ２Ｏ２（過酸化ナトリウム）ナトリウムが放射化する一次系ではナトリウム漏洩は直接放射性物質が環境中へ放出されることを意味するので機器室や配管室は酸素を少なくした窒素雰囲気とされているが、二次系では空気のままであるから漏出した場合にナトリウム火災が発生することになる。２　ナトリウムは水と触れると次のように爆発的に反応して水素を出し、その衝撃力によって機器や配管を破壊する。さらに苛性ソーダ（ＮａＯＨ、水酸化ナトリウム）などの有害物質を発生させ、かつ熱を出す。Ｎａ（ナトリウム）＋Ｈ２Ｏ（水）　ＮａＯＨ（苛性ソーダ）＋１／２Ｈ２（水素）
２Ｎａ（ナトリウム）＋Ｈ２Ｏ（水）　ＮａＯＨ（苛性ソーダ）＋Ｈ２（水素）更にナトリウムの酸化物も水と反応して苛性ソーダを生成する。Ｎａ２Ｏ（酸化ナトリウム）＋Ｈ２Ｏ（水）　２ＮａＯＨ（苛性ソーダ）Ｎａ２Ｏ２（過酸化ナトリウム）＋Ｈ２Ｏ（水）　２ＮａＯＨ（苛性ソーダ）＋１
／２Ｈ２（水素）
３　更に、鉄がこれらの反応生成物と反応して腐食し、鋼製床ライナに穴をあけてナトリウムとコンクリートが直接接触する恐れがあることも、もんじゅで起こったナトリウム漏洩火災事故及びナトリウム燃焼実験Ⅱの結果、「新知見」として得られた。
Ｆｅ（鉄）＋３Ｎａ２Ｏ（酸化ナトリウム）　Ｎａ４ＦｅＯ３（複合酸化物）＋２
Ｎａ
二　ナトリウム漏洩火災事故の発生
もんじゅは、一九九五年一二月八日、使用前検査の一環として電気出力四〇％で運転中、Ｃループ二次系主配管に差し込まれていた温度計が設計ミスから高サイクル疲労により破損し、配管内を流れていた高温のナトリウムが温度計の隙間から外部に漏洩した。漏洩したナトリウムは直ちに白煙を上げながら燃焼して落下し、配管の直下にあった空調ダクト等の機器を損傷し、床ライナを溶融減肉させた。その後のナトリウム燃焼実験Ⅱにおいては、床ライナに大小五個の穴があき、降り注いだナトリウムがその穴を貫通してコンクリートと接触てナトリウムコンクリート反
応が起き、発生した水素が鉄と反応して爆発的
に燃焼した。ナトリウム燃焼による高温下では、ナトリウムと酸素と鉄が反応して鋼製床ライナを腐食し、貫通孔をあける恐れがあることが判明したのである。ナトリウムが多量にコンクリート上に注ぐと、コンクリートの中に含まれている多量の水と激しく反応し、コンクリートの破片を飛び散らせると同時にコンクリートを劣化させ、発生した水素が空気と反応して爆発して、コンクリート造りの格納容器を破壊して中間熱交換器や一次系配管を破壊し、放射化した一次系ナトリウムを放出させると同時に、原子炉内のナトリウムが減少して暴走事故が起こったり、放射性物質を放出したりする恐れがあることが明白となった。ナトリウム漏洩事故は、ナトリウムを取り扱うことの困難性をまざまざと見せつけたと同時に、情報を隠した被告動燃に原子力を取り扱う能力が無いこと、安全審査に重大な誤りがあったことを白日の下にさらしたのである。
第五　蒸気発生器伝熱管大量破壊の危険性
わずか三ミリメートルの壁をへだてて高温のナトリウムと高圧の水・水蒸気が接して熱交換を行う蒸気発生器は、もんじゅのアキレス腱である。イギリスの原型炉ＰＦＲの蒸気発生器において、一九八七年、一本の破断からわずか一〇秒程度のうちに三九本の伝熱管を破断し、更に七〇本を損傷するという重大事故が発生した。その原因は、ナトリウム・水反応によって発生した高熱のために伝熱管壁の機械的強度が低下して内圧によって伝熱管が破断する「高温ラプチャ」現象であった。
ところで、被告動燃（「訴外核燃料サイクル開発機構」と改める。以下同じ）は一九八一年の段階でもんじゅの定格運転時の条件を模擬した実験を行っており、その結果は驚くべきことに「高温ラプチャ」現象による伝熱管二五本の破断であった。しかし、被告動燃はこの実験結果を科学技術庁にも原子力安全委員会にも隠し通して安全審査を受けたのである。この事実は一九九九年二月末に被告動燃が開示した資料によってようやく明らかになったものであるが、被告動燃の情報隠し体質をよく示している。同時に、小規模の腐食やウェステージの実験から推定した、「当初一本破断＋三本の伝播破損」という仮定をおいて事故解析を行った安全審査が、根底から間違っていたことをも明らかにした。
第六　出力暴走して炉心崩壊が起こる恐れがある
一九八六年四月二六日にチェルノブイリ原子力発電所四号炉で史上昀悪の原発災害が起こった。運転員が原子炉を停止しようとしたことを契機に炉心の出力が上がり、コントロール不能となって爆発し、原子炉内にある放射性物質を地上高く噴き上げて地球規模の放射線汚染を引き起こしたのである。高速増殖炉の目的は「発電」と「核燃料の増殖」である。両方の目的を達するために、「高速」中性子を使い、炉心に燃料をぎゅうぎゅうに詰め込み、際どい運転をする必要がある。もんじゅにおいては、①炉心の出力密度が高く、燃料棒の間隔が狭くて冷却材が通りにくい、②燃料が溶けて寄り集まったりすれば再び臨界に達して出力が上昇する恐れがある、③冷却材が沸騰するとますます出力が上昇する、④原子炉を停止する機構として制御棒しかないので地震などの際に制御棒が挿入されないと出力を抑えられない等、軽水炉にない特徴を持っているために、軽水炉よりも出力暴走事故が起きやすい。
高速増殖炉においては、冷却機能が止まったのに緊急停止ができないと燃料が溶融して炉心内部で核爆発を引き起こす恐れがあり、炉心崩壊事故として非常に恐れられている。旧西ドイツの原型炉ＳＮＲ三〇〇やアメリカのクリンチリバー原型炉が中止になった原因の一つが炉心崩壊事故の恐れであった。
第七　地震によって倒壊する恐れがある


もんじゅの冷却材ナトリウムの配管は上下左右に曲がりくねり、迂回して機器と機器とを結んでいる。運転時と停止時の温度差が大きく、配管が大きく延び縮みするために配管を空中でくねらせているのである。その上に配管の厚みもわずか一センチメートルである。原子炉を緊急停止したときに急激に下がる温度によって配管が破壊されないためである。もんじゅではこのような「薄くてベランベラン」の配管をバネ付のハンガーやレストレイントで天井から釣り下げ、壁からの棒で支える。直下型等の大地震が起きた場合に、この配管が落下してナトリウムが漏洩する恐れがある。
兵庫県南部地震はマグニチュード七・二の直下型の地震であって未曾有の被害をもたらしたが、反面、地震学の急速な発展をもたらした。現在の知見に従えば、危険なのは地震の空白域であり、また地震の再来年数の相当割合が経過した活断層である。この観点でもんじゅ敷地周辺を見れば、甲楽城断層北部の空白域が問題となる。また、白木―丹生リニアメントとＳ１～Ｓ１７は連続していると考えられる
が、仮に連続していなくても、兵庫県南部
地震の時のように同時に動くことはあり得る。この断層群が活動したときの地震動の大きさは、安全審査の際に想定したものを大幅に上回る。想定外の大きな地震動が本件敷地を襲ったとき、多数の建屋と設備が同時に倒壊し、放射性物質が外部に放出される可能性は極めて高い。
第八　高速増殖炉の歴史と撤退
高速増殖炉は「発電をしながら、燃やした以上の燃料を作り出す」ものであり、「夢の原子炉」と宣伝されてきた。その構想はアメリカの原子爆弾開発（マンハッタン計画）の中から生み出され、一九四七年には実験炉クレメンタインが稼働し、一九五一年には世界昀初の原子力発電を実験炉ＥＢＲ―Ⅰが実現した。しかし、一九五五年のＥＢＲ―Ⅰの炉心溶融事故、一九六六年のエンリコ・フェルミ実験炉の炉心溶融事故、一九八四年から八五年にかけてＳＮＲ三〇〇で頻発したナトリウム漏洩火災事故、一九八七年に起こったＰＦＲの蒸気発生器伝熱管破断事故、一九八九年から立て続けに起こったフランスの原型炉フェニックスの出力異常振動事故など、高速増殖炉の根幹にかかわる重大事故が相次いだ。高速増殖炉は本質的に大きな危険性をはらんでいて技術的にその危険性を閉じこめることが出来ず、原子力発電所として経済的になりたたないことが次第に明らかとなり、クリンチリバー原型炉は一九八三年に計画が中止され、ＳＮＲ三〇〇も九一年に建設計画は断念され、ＰＦＲも九四年に閉鎖されている。世界唯一の実証炉として一歩先を進んでいたフランスの高速増殖実証炉スーパーフェニックスも、一九九七年に至って研究炉の道さえ断たれ、廃炉が決定された。第九　設置許可処分の無効確認と建設・運転の差止の判決を確信する世界中で高速増殖炉開発が断念された原因は、その危険性と非経済性にある。もんじゅは今、ナトリウム漏洩事故以来運転を停止している。高速増殖炉は既に過去のものであり、もんじゅはこのまま廃炉になるべき運命にある。われわれ原告は、福井地方裁判所の判決によって、本件許可処分の無効が確認され、運転の差止が認められることを確信するものである。
第二章　原告適格
第一　昀高裁平成四年九月二二日判決
原告らが、行訴法三六条所定の要件を充足し、本件原子炉設置許可処分の無効確認を求める原告適格を有することについては、本件に関する昀高裁平成四年九月二二日判決（平成元年（行ツ）第一三〇号、平成元年（行ツ）第一三一号）が次のとおり判示するところである。
第二　行訴法三六条の「法律上の利益を有する者」の要件該当性まず、原告らが行訴法三六条の「法律上の利益を有する者」に該当することは、右のうち、平成元年（行ツ）第一三〇号事件判決が次のとおり示している。「（原子炉等規則法）二四条一項三号所定の技術的能力の有無及び四号所定の安全性に関する各審査に過誤、欠落があった場合には重大な原子炉事故が起こる可能性があり、事故が起こったときは、原子炉施設に近い住民ほど被害を受ける蓋然性が高く、しかも、その被害の程度はより直接的かつ重大なものとなるのであって、特に、原子炉施設の近くに居住する者はその生命、身体等に直接的かつ重大な被害を受けるものと想定されるものであり、右各号は、このような原子炉の事故等がもたらす災害による被害の性質を考慮した上で、右技術的能力及び安全性に関する基準を定めているものと解される。右三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の設けられた趣旨、右各号が考慮している被害の性質等にかんがみると、右各号は、単に公衆の生命、身体の安全、環境上の利益を一般的公益として保護しようとするにとどまらず、原子炉施設周辺に居住し、右事故等がもたらす災害により直接的かつ重大な被害を受けることが想定される範囲の住民の生命、身体の安全等を個々人の個別的利益としても保護すべきものとする趣旨を含むと解するのが相当である。」
「（原告ら）は本件原子炉から約二九キロメートルないし約五八キロメートルの範囲内の地域に居住していること、本件原子炉は研究開発段階にある原子炉である高速増殖炉であり（規制法二三条一項四号、同法施行令六条の二第一項一号、動力炉・核燃料開発事業団法二条一項参照）、その電気出力は二八万キロワットであって、炉心の燃料としてはウランとプルトニウムの混合酸化物が用いられ、炉心内において毒性の強いプルトニウムの増殖が行われるものであることが記録上明らかであって、かかる事実に照らすと、（原告ら）は、いずれも本件原子炉の設置許可の際に行われる規制法二四条一項三号所定の技術的能力の有無及び四号所定の安全性に関する各審査に過誤、欠落がある場合に起こり得る事故等による災害により直接的かつ重大な被害を受けるものと想定される地域内に居住する者というべきであるから、本件設置許可処分の無効確認を求める本訴請求において、行政事件訴訟法三六条所定の『法律上の利益を有する者』に該当するものと認めるのが相当である。」
第三　行訴法三六条の「その効力の有無を前提とする現在の法律関係に関する訴え
によって目的を達することができない」の要件該当性
また、原告らが、行訴法三六条の「（行政処分）の効力の有無を前提とする現在の法律関係に関する訴えによって目的を達することができない」の要件を充足することについては、平成元年（行ツ）第一三一号事件に関する昀高裁平成四年九月二二日判決が次のとおり示すところである。


「（原告ら）は本件原子炉施設の設置者である動力炉・核燃料開発事業団に対し、人格権等に基づき本件原子炉の建設ないし運転の差止めを求める民事訴訟を提起しているが、右民事訴訟は、行政事件訴訟法三六条にいう当該処分の効力の有無を前提とする現在の法律関係に関する訴えに該当するものとみることはできず、また、本件無効確認訴訟と比較して、本件設置許可処分に起因する本件紛争を解決するための争訟形態としてより直裁的で適切なものであるともいえないから、（原告ら）において右民事訴訟の提起が可能であって現にこれを提起していることは、本件無効確認訴訟が同条所定の前記要件を欠くことの根拠とはなり得ない。」第四　原告らは本件無効確認訴訟の原告適格を有すること以上のとおり、原告らは、行訴法三六条に基づき、本件原子炉設置許可処分の無効確認を求める原告適格を有するものである。
第三章　司法審査のありかた
原子炉施設の安全性に関する審査の性質、および原子炉設置許可処分の効力を争う抗告訴訟における司法審査のあり方については、伊方原発訴訟上告審判決（昀高裁平成四年一〇月二九日判決一判時一四四一号四七頁）をはじめとする判例の蓄積があり、また、判例理論をめぐって学界から幾多の研究成果が明らかにされているが、「もんじゅ」に対する原子炉設置許可処分は、右判例理論を前提としても、違法と判断されるべきものである。
第一　本件における司法審査のあり方と伊方原発訴訟上告審判決すなわち、伊方原発訴訟上告審判決（昀高裁平成四年一〇月二九日判決―判時一四四一号四七頁）は、原子炉施設の安全性に関する審査の性質、および原子炉設置許可処分の効力を争う抗告訴訟における司法審査のあり方について、次のとおり判示している。
①　「（原子炉施設に関する安全審査は）当該原子炉施設そのものの工学的安全性、平常運転時における従業員、周辺住民及び周辺環境への放射線の影響、事故時における周辺地域への影響等を、原子炉設置予定地の地形、地質、気象等の自然的条件、人口分布等の社会的条件及び当該原子炉設置者の技術的能力との関連において、多角的、総合的見地から検討するものであり、しかも、右審査の対象には、将来の予測に係る事項も含まれているのであって、右審査においては、原子力工学はもとより、多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的、専門技術的知見に基づく総合的判断が必要とされるものであることが明らかである。」
②　「（原子炉等）規制法二四条二項が、内閣総理大臣は、原子炉設置の許可をする場合においては、同条一項三号（技術的能力に係る部分に限る）及び四号所定の原子炉設置許可の基準の適合性について、あらかじめ原子力委員会の意見を聴き、これを尊重してしなければならないと定めているのは、右のような原子炉施設の安全性に関する審査の特質を考慮し、右各号所定の基準の適合性については、各専門分野の学識経験者等を擁する原子力委員会の科学的、専門技術的知見に基づく意見を尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断にゆだねる趣旨と解するのが相当である。」
③　「以上の点を考慮すると、右の原子炉施設の安全性に関する判断の適否が争われている原子炉設置許可処分の取消訴訟における裁判所の審理、判断は、原子力委員会若しくは原子炉安全専門審査会の専門技術的な調査審議及び判断を基にしてされた被告行政庁の判断に不合理な点があるか否かという観点から行われるべきであって、現在の科学技術水準に照らし、右調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点があり、あるいは当該原子炉施設が右の具体的審査基準に適合するとした原子力委員会若しくは原子炉安全専門審査会の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤、欠落があり、被告行政庁の判断がこれに依拠してされたと認められる場合には、被告行政庁の右判断に不合理な点があるものとして、右判断に基づく原子炉設置許可処分は違法と解すべきである。」
第二　原子炉設置許可処分における行政庁の専門技術的裁量について一　原子炉設置許可処分における行政庁の「合理的な判断」まず、原子炉等規制法二四条一項は、「原子炉施設の位置、構造及び設備が核燃料物質、核燃料物質によ
って汚染された物又は原子炉による災害
の防止上支障がないものであること」（四号）という基準に適合していると認めるときでなければ、許可をしてはならないと定めているところ、右昀高裁判決は、原子炉施設の安全性に関する審査においては、「多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的、専門技術的知見に基づく総合的判断が必要とされる」として、規制法二四条二項は、同条一項各号所定の基準の適合性について、「内閣総理大臣の合理的な判断にゆだねる趣旨」であると判示している。
右判示は、原子炉設置許可処分は裁量処分であることを認めたものと評価されており、これを「専門技術的裁量」と呼ぶ論者もいる。
そして、右規制法が予定している行政庁の裁量は、①具体的な安全審査の基準あるいは判断基準の策定についての裁量と、②規制法二四条一項四号の要件該当性の認定判断における裁量（どのような根拠に基づき、どのような判断を経て、その要件を充足するとの結論に達するかについての裁量）であるとされている。二　原子炉設置許可処分における専門技術的裁量の特徴１　ただし、原子炉設置許可処分における裁量（専門技術的裁量）は、これを、仮に認めるとしても、法が処分を行政庁の裁量に任せる趣旨、目的に照らして、いわゆる政治的、政策的裁量のような広汎な裁量の余地のないものである。たとえば、右昀高裁判決は殊更に「裁量」という用語を用いていないが、その理由として、①「専門技術的裁量といっても、その内容は人によって考えるところが異なり、あまりに漠然としており、そのような用語は適切でないから裁量といわなかったと考えられる。そしてそのこと自体は適切である」（山村恒年「判例批評」民商法雑誌一〇八巻六号九二頁）、②「政治的、政策的裁量と同様の広汎な裁量を認めたものと誤解されることを避けるためであろう」（高橋利文＝ジュリスト一〇一七号判例解説五五頁）、③「（右昀高裁判決が）専門技術的裁量という言葉を使わなかったことに大きな意味がある」（淡路剛久発言「座談会一伊方：福島第二原発訴訟昀高裁判決をめぐって」ジュリスト一〇一七号一五頁）などといわれており、「専門技術的な裁量と伝統的な自由裁量とは別物」であるという理解（阿部泰隆「原発訴訟における法律問題」判例評論三二一号一六頁）が一般的である。２　専門技術的裁量が認められる実質的根拠は、その判断の特殊性に求められる。
すなわち、専門技術的知識は、必ず


しも行政の独占物ではなく、本来私的領域において蓄積されているものであり、行政庁も裁判所も自らは十分に有しない専門的技術的知識を法的判断に取り込まねばならないという点では同じであるところ、専門技術的判断の局面で行政決定の尊重が正当化されるのは、私的領域で蓄積された専門技術的知識を法的判断にとりこむために、裁判所に比べて、行政機関の方が、一般的に組織および手続からみて比較的優位にあるからに他ならない（高木光「技術基準と行政手続」二三頁＝行政法研究双書９「技術基準と行政手続」所収＝弘文堂平成七年刊）。ただし、専門技術的知識は、昀近では極めて細分化され、非総合的で見解の対立もある。本件もんじゅにおけるナトリウム漏洩火災事故の経験に照らしても、「専門性」は、元来、経験と学習の積み重ねによるものであり、必ずしも客観性が担保されているといい難いことが明らかであって、対立する見解を持つ専門家の間での討議の積み重ねと、総合的な討議によってこそ客観的判断に近づけるということができる（山村恒年「判例批評」民商法雑誌一〇八巻六号九二頁）ことも忘れてはならない。
したがって、専門技術的裁量は従来の自由裁量の概念とは根本的に違うものであり、その判断手法において、裁判所が法定の要件が満たされているかどうかを見る、しかし、独自の見方で見るのではなくて、行政庁の判断過程を追いかけていく形で見るという審理方法になることを意味するものと考えるのが正当である（小早川光郎発言「座談会一伊方・福島第二原発訴訟昀高裁判決をめぐって」ジュリスト一〇一七号二五頁）。
３　従来の判例も、原子炉施設の安全性に関する評価、判断における裁量が狭いものであるとの点では一致しており、たとえば、福島第二原発訴訟第一審福島地裁判決（判例時報一一二四号一二一頁）も、「（原子炉設置）許可処分に瑕疵があり、このため原子炉等による災害が発生した場合には、本件原子炉施設周辺住民らの生命、身体等に放射性物質の毒性による甚大な被害が生じかねないのであり、その放射性物質の毒性の人間に与える影響の深刻さと不可逆性等からすると、右（許可処分）の裁量の幅は、専門技術的裁量性を考慮してもなお狭いものでなければならず、原子炉設置許可申請が告示や各指針に適合するのはもちろん、……専門技術的審査によって一定の基準に適合していると認められなければ、設置許可をすることができないという裁量権の行使上の制約が存するものと解すべきである」と判示している。
４　以上のとおり、行政庁による当該原子炉施設の安全性に関する評価、判断は、高度の科学的判断が必要であり、あくまで、現在の科学技術水準に照らし、科学的にみて合理的な判断をなすべきものであり、そこにおける裁量の幅は狭いものであって、政治的、政策的裁量のような広汎な裁量の余地はない。
第三　司法審査のあり方
一　伊方原発訴訟昀高裁判決
前記伊方原発訴訟昀高裁判決は、行政庁による前記裁量を前提として考えた場合、本件における司法審査のあり方は、行政庁の専門技術的判断に不合理な一点があるか否かという観点から行われるべきであり、具体的には、現在の科学技術水準に照らし、①右調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点があるか否か、②当該原子炉設置施設が右の具体的審査基準に適合するとした原子力委員会若しくは原子炉安全専門審査会の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるか否かを審理し、右の具体的審査基準に不合理な点があり、あるいは、当該原子炉設置施設が右の具体的審査基準に適合するとした原子力委員会若しくは原子炉安全専門審査会の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤、欠落があり、被告行政庁の判断がこれに依拠してされたと認められる場合には、被告行政庁の右判断に不合理な点があるものとして、右判断に基づく原子炉設置許可処分は違法と解すべきである旨判示する。
二　「看過し難い」「本質にかかわる」の意義、過去の事故や代替意見の検討の必要ただし、右判決のいう「看過し難い」、「本質にかかわる」とは、具体的には、如何なる場合をいうのかは、判文からだけでは明らかではないし、「合理性」乃至「不合理性」の概念も解釈の余地を残す概念である。
たとえば、「専門技術的知見は、昀近では極めて細分化され、非総合的で見解の対立もあるうえ、専門性のみによっては必ずしも客観性が担保されているとはいい難く、むしろ対立する見解を持つ専門家の間での討議の積み重ねと、総合的な討議によってこそ客観的判断に近づける。」、「（右判決が）何をもって、『看過し難い』とか、『本質的にかかわる』とみるかは不明である。また、元来、専門的事項であっても、医療過誤訴訟や特許訴訟等では実体審理がなされている。問題なのは、原子炉事故の場合は、専門技術的事項だけでなく、予測を含むからである。」、「原子炉の安全性では『残存リスク』が問題となる。それが市民にとって回避不可能なものである場合は安全性を欠くことになる。それは、本質的とか、看過し難いという問題ではない。さらに、手続的―実体的にも、支配的意見だけに頼らず、代替意見等について論争討論が積み重ねられてこそ合理性が確保されるのである。」（山村恒年「判例批評」民商法雑誌一〇八巻六号九四５九五頁）との指摘は正鵠を得たものである。また、「事故の際に侵害される生命・健康という価値の重大性に照らし、安全性に関する判断は出来る限りその合理性、客観性―言い換えれば予測可能性、批判可能性を確保す」べきであるところ、「『どの程度安全であれば十分安全であるか』」という実際的な判断」が「国会でもなく裁判所でもなく行政機関に委」ねられるのは、「私的領域で蓄積された専門技術的知識を法的判断にとりこむために、行政機関のほうが、組織および手続からみて比較的優位にあることによる」に過ぎず、そのことを「正当化する『専門技術性』という要素は、『客観性』の担保」に見出されるが、「許可権者たる内閣総理大臣の『専門技術性』といっても、実質的な安全性判断は『多数の専門家の判断』に委ねられ」ており、「原子力委員会なり、安全審査会なりが『内規』として、あるいは『便宜上』基準を策定するのみで、行政組織上の合理的な役割分担がなされているとはいいきれ」ず、「科学技術的な知見の進歩への即応という要請と、法的判断の客観性を調和させるためには、政令、総理府令、省令等、裁判所にとっても拘束力を有する法形式によって『審査基準』を策定する方が「個別的な判断のレベルでの『裁量』の幅が狭くなり」、「憲法違反の疑いが薄れる」ことから立法論的には適切であり、同様の観点から、現行法の運用としても、「代償措置として裁判所の審査密度を高く解」すべきであるとの指摘もなされている（高木光「技術基準と行政手続」一八～二六頁―行政法研究双書「技術基準と行政手続」所収＝弘文堂平成七年刊）。
三　本件訴訟における具体的審査方法
１　具体的審査方法
以上のような判例理論を前提として、原子炉設置許可処分に対する抗告訴訟における具体的審査方法については、次のような指摘がなされていることに留意すべきである。


①　「裁判所は、法定の要件が満たされているかどうかを見る、しかし、独自の見方で見るのではなくて、行政庁の判断過程を追いかけていく形で見る（という審理方法になる）」（「座談会：伊方・福島第二原発訴訟昀高裁判決をめぐって」における小早川光郎発言ジュリスト一〇一七号二五頁）。②　「『災害の防止上支障がない』という概念の適用について本来の意味での裁量は認められない。」「被告は原子炉の安全性を自ら積極的に立証しなければならず、たんに裁量権行使の相当性を立証しただけでは足りない。原告は原子炉の安全性に対する疑惑や不安を提出すればよく、被告はこれらの疑惑を解消するに足るだけの証拠や説明を提出しなければならない。ただし、裁判所は原子炉の安全性を自らの目で終局的に判定する立場にないので、中立的な立場で、果して被告の説明で疑惑が解消されたといえるかどうかを審理すべきである。」（阿部泰隆「原発訴訟をめぐる法律上の論点」ジュリスト六六八号二〇頁）
③　「裁判所は、許可が予め策定された基準に基づいてなされたかをまず審査する。許可が基準を合理的に適用したものであること、基準自体が許可当時の科学技術の水準に照らして合理的なものであることを被告側は立証しなければならない。他方、原告側は、安全性判断について基準によって示されている基本的な枠組みを前提とするかぎりで、当該施設の安全性についての疑念を主張することができる。この疑念が単に観念上のものでない場合（たとえば一般的な基準を適用するのにふさわしくない特殊な状況がある場合、専門家の見解が分かれているなどの理由で基準の形で示すに至らなかった事項にかかわる場合など）には、裁判所はその限度で実体的な審査を行う。ここでは、被告側は『合理的な判断をしたこと』のみではなく『懸念される危険が十分小さいこと』について立証責任を負う。」、「『専門技術的裁量』というカテゴリーを無条件で認め、裁量の一形態としてしまうことに疑念が残る以上、何らかの形で実体的判断代置方式との調整の途をさぐる必要がある。……裁量統制一般論として位置づけ、『専門技術性』の分野ではそれに『基準策定の機能』を加味するのが適切であると思われる。」、「裁判所は、実は、相当程度実体にふみこんで審査したのであり、ただ理由づけにおいて被告側の理論構成に多くを依拠したため実体審査に消極的なような印象を与え、そのため多くの批判の対象となっているのではないか。」（高木光「技術基準と行政手続」二六～二七頁行政法研究双書９「技術基準と行政手続」所収＝弘文堂平成七年刊）
④　安全審査における合理性は、「①手続的合理性と、②実体合理性に分」けられ、②を「法目的合理性と価値合理性に分けて検討」すると、「審査基準についての手続的合理性が認められるためには、基準案策定過程における情報公開、同案についての対審的公聴会の開催等の参加手続の有無」、他方、「実体的合理性があるといえるためには、法目的合理性として、住民の安全からみた合理性の有無、価値合理性として、代替案の比較検討、複合影響評価、類似例（外国刷）比較評価等」の方法により検討することが考えられ、「調査審議及び判断の合理性についても右と同様である」（山村恒年・判例批評＝民商法雑誌一〇八巻六号九四頁）。２　「現在の科学技術水準に照らして」審査されるべきことなお、右昀高裁判決は、基準自体の合理性の審査は、処分時の科学技術水準ではなく、「現在の科学技術水準に照らして」審査されるべきである旨判示している。第四　無効確認訴訟における立証責任と立証の負担について
一　立証責任と立証の負担
被告内閣総理大臣がした本件原子炉設置許可処分の判断に不合理な点があることの主張、立証については、まず、被告内閣総理大臣において、その依拠した前記の具体的審査基準並びに調査審議及び判断の過程等、被告行政庁の判断に不合理な点のないことを相当の根拠、資料に基づき主張、立証する必要があり、同被告が右主張、立証を尽くさない場合には、同被告がした右判断に不合理な点があることが、事実上推認されるものというべきである。
二　伊方原発昀高裁判決
すなわち、本件無効確認訴訟における立証責任と立証の負担の問題は、同じく抗告訴訟である原子炉設置許可処分に対する取消訴訟について説かれている考え方がそのまま妥当し、原子炉設置許可処分の取消訴訟に関する判例として、次のとおり、伊方原発訴訟上告審判決（昀高裁平成四年一〇月二九日判決Ｈ判時一四四一号四七頁）がある。
「原子炉設置許可処分についての右取消訴訟においては、被告行政庁がした右判断に不合理な点があることの主張、立証責任は、本来、原告が負うべきものと解されるが、当該原子炉施設の安全審査に関する資料をすべて被告行政庁の側が保持していることなどの点を考慮すると、被告行政庁の側において、まず、その依拠した
前記の具体的
審査基準並びに調査審議及び判断の過程等、被告行政庁の判断に不合理な点のないことを相当の根拠、資料に基づき主張、立証する必要があり、被告行政庁が右主張、立証を尽くさない場合には、被告行政庁がした右判断に不合理な点があることが、事実上推認されるものというべきである。」
三　本件における立証の負担の具体的内容
以上のとおり、「もんじゅ」の原子炉設置許可処分の判断に不合理な点があることの主張、立証については、被告の側において、まず、その安全性に欠ける点のないことについて、十分な根拠を示し、かつ、非公開の資料を含む必要な資料を提出したうえで立証する必要があり、被告が右立証を尽くさない場合には、原子炉設置許可処分の判断に不合理な点があることが事実上推定（推認）されるものと解すべきである。
これを具体的にいえば、まず、被告側において「もんじゅ」の機器の具体的な設計とその機能を明らかにし、設計基準事故の選定、事故を模擬した実験、事故時の安全解析の内容を確定して許可申請を行い、これについて安全審査を経て許可された状態であることをまず立証する必要がある。


原告らは、このような被告の立証を踏まえて、実際の事故の経過と矛盾する点、選定された設計基準事故が過小であること、実験の条件の選定が不合理であること、解析の手法における疑問点などを具体的に論証して、本件原子炉設置許可処分の判断に不合理な点があることを論証することになる。そして、本件訴訟において、本件原子炉設置許可処分の判断に不合理な点があることは、原告らがこれを立証してきたうえに、何より、現実に発生したナトリウム漏洩事故とその原因究明の中で実証されたものというべきである。四　「無効確認訴訟における違法主張の制限」に対する反論被告国は無効確認訴訟においても、取消訴訟に関する行訴法一〇条一項が類推され、違法主張の制限は制限されると主張するが、被告国の右主張は、理由がない。すなわち、無効等確認の訴えは、取消訴訟とは異なり、当該当街訴訟の対象とする処分がなにびとによっても、また、いつでもその効力を否定することができる瑕疵があることを主張し、その無効等の確認を目的とするものであり、したがって、取消訴訟に関する規定のうちに、この種の訴えに準用すべからざるものがあることはいうまでもない。処分等の無効は、なにびとに対する関係においても無効であ
り、取
消の場合のように原告との関係においで相対的に決する余地はないから、取消の理由を制限する行訴法一〇条一項の規定を準用すべきではない（杉本良吉「行政事件訴訟法の解説」一二五項＝昭和三八年・法曹界）。行訴法一〇条一項の主張制限は、取消訴訟についてだけの制度であり、それゆえ客観訴訟である民衆訴訟及び機関訴訟はもとより、無効等確認訴訟、不作為の違法確認訴訟といった他の抗告訴訟及び当事者訴訟にも準用されていない（司法研修所編「行政事件訴訟の一般的問題に関する実務的研究（司法研究報告書第四五輯第二号）」一七九～一八〇項＝平成七年・法曹会）というのが一般的な考え方である。
したがって、無効確認訴訟においても取消訴訟に関する行訴法一〇条一項が類推され、違法主張の制限は制限されるとする被告国の主張は理由がない。
第四章　安全審査の手続的違法性
第一　本件訴訟で考慮すべき「安全審査の対象」
一　被告国は「安全審査の対象」を狭く解釈しすぎている被告国は、二次系ナトリウム漏洩事故に関し、床ライナについての設置許可段階での安全審査は、「鋼製のライナの設置によってナトリウムとコンクリートとの直接接触の防止を図るという基本設計ないし基本的設計方針」を対象としたものであり、それで足りるとして、安全審査の対象を非常に狭く解釈する。しかし、安全審査の対象はそのように狭く解釈すべきではなく、昀高裁判所が判示するように、「基本設計の安全性にかかわる事項」の全てを含むと解釈すべきである。
二　昀高裁判所判決をどのように理解するか
１　「基本設計の安全性にかかわる事項」の具体的内容昀高裁判所は、伊方原発訴訟及び福島第二原発訴訟に関し「原子炉設置許可の段階における安全審査においては、当該原子炉施設の安全性にかかわる事項のすべてをその対象とするものではなく、その基本設計の安全性にかかわる事項のみをその対象とするものと解するのが相当である」として、原子炉設置許可の段階の安全審査の対象にならないものとして、伊方原発訴訟においては「固体廃棄物の昀終処分の方法、使用済燃料の再処理及び輸送の方法、温排水の熱による影響等」を挙げ、福島第二原発訴訟においては、「廃棄物の昀終処分の方法、使用済燃料の再処理及び輸送の方法、廃炉、マン・マシーンーインターフェイス（人と機械の接点）、ＳＣＣ（応力腐食割れ）の防止対策の細目等」を挙げた。
２　廃
棄物・使用済核燃料・廃炉は本来であれば安全審査の対象とすべき事項である。原子力発電においては、ウランの採掘・精錬、核燃料への加工、原子炉の設置運転、使用済核燃料の輸送と再処理、廃棄物処理及び廃炉が一連の流れとになっている。特に高速増殖炉は、軽水炉の使用済核燃料から再処理により取り出されたプルトニウムを利用して発電をすると同時に更に核燃料中に。プルトニウムを再生産する。その使用済核燃料を再処理してプルトニウムを取り出し、高速増殖炉用の核燃料とするのであり、高速増殖炉の運転と使用済核燃料の再処理が車の両輪となっていることを考慮すれば、もんじゅ設置許可申請の段階で、少なくとも使用済核燃料の再処理（輸送を含む）の問題を視野に入れて検討しなくては、もんじゅの許可処分を行う意味が失われる。従って、昀高裁判所が、「規制法はその規制対象を精錬事業（第二章）加工事業（第三章）、原子炉の設置運転等（第四章）、再処理事業（第五章）、核燃料物質等の使用等（第六章）、国際規制物質の使用（第六章の二）に分け、それぞれにつき内閣総理大臣の指定・許可・認可等を受けるべきものとしている」ことを挙げて、①廃棄物（固体のみならず液体・気体も含む）の昀終処分の方法、②使用済燃料の再処理及び輸送の方法、③廃炉を、原子炉設置許可時の安全審査の対象ではないとしたことについては、批判されるべきである。しかし、本件訴訟においては、審理の促進を図り、主要な争点を絞るために、原告はこの三点については審理の対象として主張しないこととする。３　温排水の熱による影響も本来であれば安全審査の対象とすべき事項であるもんじゅを運転すれば、海水による冷却を行っているために、原子炉で発生した熱の多くは海水の温度を上昇させ、環境中に多大の影響を与える。地球環境の保護が大きな問題となっている現在、設置許可時の安全審査の対象として温排水の影響を入れるべきであることは当然である。もんじゅの安全審査において考慮の対象とされなかったことは大きな問題ではあるが、本件訴訟においては、審理の促進を図り、主要な争点を絞るために、原告はこの点についても審理の対象として主張しないこととする。
４　「基本設計の安全性にかかわる事項」と「細目」の区別には言及していないところで、昀高裁判所は、「安全審査の対象にならないもの」として「マンマシ
ーンインターフェイ


ス、ＳＣＣの防止対策の細眉」の二点をあげている。この文章を、「マン・マシーン・インターフェイス」と「ＳＣＣの防止対策の細目」とに分けて読むと「マン・マシーン・インターフェイス」は丸ごと安全審査の対象ではないと判示したことになるが、この問題は昭和五四年（一九七九年）に発生したスリーマイル島原発事故後特に大きな問題となっているものであり、その趣旨は「マン・マシーン・インターフェイスの細目」を安全審査の対象としていないことだと解される。すなわち、昀高裁判所は「マン・マシーン・インターフェイスの細目」と「ＳＣＣの防止対策の細目」を安全審査の対象とならないとしたのである。このように解すると次に、「基本設計の安全性にかかわる事項」と「細目」の区別の基準が問題となる。昀高裁判所は「原子炉の設置・運転等に関する規制の内容を見ると、原子炉の設置の許可、変更の許可（二三条ないし二六条の二）の他に、設計及び工事方法の認可（二七条）、使用前検査（二八条）、保安規定の認可（三七条）、定期検査（二九条）、原子炉の解体の届出（三八条）等の各規制が定められている」ことを挙げ、「原子炉の設置の許可においては「基本設計の安全性にかかわる事項」を審査し、設計及び工事方法の認可以下の段階で「細目」を審査すると考えているようにも思われるが、具体的な区別については述べてはいない。三　「設工認」等でも「基本設計の安全性にかかわる事項」は素通りされている１　被告国は、「原子炉設置許可は段階的安全規制の冒頭に位置するものであり、それに続く設計及び工事方法の認可（二七条一項）において、原子炉施設の具体的な詳細設計及び工事の方法を規制することとしている。また、使用前検査（二八条一項）において、原子炉施設の工事が設計及び工事の方法の認可に従って行われているか、並びにその性能が、原子炉設置許可申請書等に記載されたとおりの性能を有するか否かを検査することとし、保安規定の認可（三七条一項）において、原子炉施設の運転管理に関する事項を規制することとしている。さらに、定期検査（二九条一項）において、原子炉施設の性能が、使用前検査の状態に維持されているか否か等を検査することとしているのである」と主張する。この主張によれば、施設が安全であるか否かのチェックは、基本設計ないし基本的設計方針については設置
許可の段階で行い、詳細設計につい
ては設計及び工事方法の認可の段階で行うことになっており、この両者によって、「安全性」のチェックは細大漏らさず全て行われているものとしているようである。
２　しかし、設置許可の段階においては、科学技術庁による第一次安全審査（行政庁審査）の他に、原子力安全委員会による第二次安全審査を受けることになっているが、設計及び工事方法の認可の段階では、設置者は科学技術庁に申請し、そのチェックを受けて認可されるだけに過ぎない。つまり、設計及び工事方法の認可の段階では、ただ技術的に詳細な図面や強度計算・耐震計算を提出してチェックを受けるだけである。設計及び工事方法の認可申請書は、原告が文書送付嘱託申立を行い、被告国がそれを受けて一部公開しているが、強度計算と耐震計算が大部分であり、設置許可における安全審査を経た部分について技術的な計算を行ったに過ぎないものである。しかも、重要と思われる数値はすべて白抜きにしているので、被告動燃と科学技術庁以外の第三者がチェックしょうとしてもチェックしようもない状態である。
３　温度計のチェックはどの段階でもなされなかった
ナトリウム漏洩火災事故の直接的な原因となった温度計については、その構造設計が妥当であるかどうかのチェックは、原子炉の設置の許可、変更の許可（二三条ないし二六条の二）、設計及び工事方法の認可（二七条）、使用前検査（二八条）、保安規定の認可（三七条）、定期検査（二九条）のいずれの段階においてもなされなかった。また、設置者自身もメーカーまかせであり、自主的なチェックも行っていなかった。確かに被告国が主張するように、ナトリウムの温度計は特殊なものではなく、具体的な構造まで許可時の安全審査で行うのは困難であるが、設計方針として、温度計を配管を貫いて内部に差し込む方法を取れば、温度計はナトリウムを外部に漏らさないための障壁（バウンダリ）の一部をなす重要な部品となる。従って、計測機器の具体的な仕様は安全審査の対象ではないが、ナトリウム取り扱いの基本的設計方針として計測機器などの取り扱い方法・設置方法を審査の対象とすべきである。
四　ナトリウム漏洩火災事故に関し本件訴訟で考慮すべき「安全審査の対象」１　熱的影響評価は「建屋の健全性の確認」が目的である規制法二四条一項四号が規定するのは「原子炉による災害防止上支障がないものであること」と言う点のみである。
右「支障の有無」を審査する方法として、「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」において、原子炉施設の安全設計の基本方針の妥当性を確認する上で、異常状態、すなわち「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」について解析し、評価を行うことが必要とされている。
二次ナトリウム漏洩事故における熱的影響の解析は、系統分離のための障壁を形成している建屋の健全性の確認を目的として評価が行われている。安全審査においては、建屋健全性の指標としては、①雰囲気温度上昇に伴う圧力、②構造体であるコンクリートの温度、③その前提となる床ライナの温度である（漏洩ナトリウム等による熱的影響の解析、甲イ第四二六号証）。
２　「ナトリウムとコンクリートの接触防止」が基本設計であるナトリウムとコンクリートの接触を防止するという基本方針が妥当であるかどうかを確認する上で選定された「事故」が、本件安全審査では「大規模漏洩」であった。床ライナの温度に関しては、一九八〇年（昭和五五年）の許可申請書（甲イ第四二〇号証）においては「ナトリウム漏洩によりナトリウム火災が発生するが、二次主冷却系の各ループはそれぞれループ毎に独立な部屋に設置し、コンクリート壁で仕切る等の防火上の隔離が行われている。部屋の床面には、鋼製ライナ又はナトリウム受皿が施工され、万一のナトリウム漏洩に対しても床コンクリートとナトリウムの接触を防止している」とされているのみであって具体的な記載はないが、八一年（昭和五六年）の「許可申請書の一部補正について」（甲イ第四二一号証）では、配管室の床ライナ昀高温度は約四一〇℃、過熱器室の床ライナ昀高温度は約四五〇℃であって、「設計温度五〇〇℃以下にとどまる」とされ、「漏洩ナトリウムによる熱的影響については、十分に厳しい条件を仮定しても、部屋の内圧および床ライナの温度はいずれも設計値以下であり、その健全性が損なわれることはない」と結論づけられた。


八五年（昭和六〇年）の「変更許可申請書の一部補正について」（甲イ第四二二号証）においては、過熱器室での漏洩量を九五立方メートルに変えた他は仮定は同じであるが、計算コードを変えたために数値が変わり、配管室の床ライナ昀高温度は約四六〇℃、過熱器室の床ライナ昀高温度は約五二〇℃となって一旦定めた設計温度五〇〇℃を超えた。ところが、突然設計温度が五〇〇℃から五三〇℃に変更され、「床ライナはいずれも設計温度以下であり、健全性は損なわれない」とされたのである。
３　「設計温度」が床ライナ健全性の評価の基準である。「設計温度」は、被告動燃が許可申請書に記載し、安全審査において、床ライナの温度はこの設計温度以下に保たれるので安全であるとした「基準」である。この数値は当然安全審査の対象であったし、本件訴訟の対象である。本件訴訟で考慮すべき「安全審査の対象」は「ナトリウムとコンクリートの接触防止」である。その妥当性を判断するための資料が「設計温度」「計算温度」「実験により確認された温度」等である。被告国の言うように、「鋼製のライナを設置する」ことだけが「基本設計ないし基本的設計方針」であって、温度の具体的な数値は安全審査の対象ではないとすることは、安全審査の対象の焦点を恣意的にずらして狭く解釈することであり、許されない。
五　「被告動燃の技術的能力」は安全審査の対象である。
１　被告国は、
①　「通報遅れ」「ビデオ隠し」「虚偽報告」は、原告ら自身の法律上の利益に係わらないから、およそ無効確認訴訟の審理の対象とならない。②　「火災警報受信機の位置が中央制御盤から離れており、音響停止スイッチが入っていた」「ナトリウム漏えい検出器の計測値を確認するのが現場制御盤であり、中央制御盤ではない」「運転員が換気空調システムの早期停止の必要性を理解していなかった」「異常時運転手順書が不備で混乱を招く記載である」ことは、施設の具体的な運転に関するものであり、安全審査の対象ではない。③　「ナトリウム漏えい検出器に検出遅れがある」「オーバーフロータンクのナトリウム液位計が低感度である」「ナトリウム緊急ドレン関連機器の耐用性が欠如している」等は、二次主冷却系に係わるが「具体的機能」に係る事項であって、基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性に関する事項ではない。と主張するが、被告動燃が作成した「異常時運転手順書」は、許可申請書との関係で矛盾が生じており、そのために運転員が対応を誤るという結果が発生している。これは「被告動燃の技術的能力」に直接に係わる事項である。また「温度計」については、品質確保ができていないし、「もんじゅの他の機器にも問題が潜んでいないとは言い切れない」（原子力安全委員会第一次報告書、乙イ第一二号証一四頁）
のであるから、被告動燃の「技術的能力」の問題
である。①ないし③の他の項目も事故後に指摘された重要な事項であり、全て「被告動燃の技術的能力」にかかわる事項である。
２　①ないし③は、もんじゅの安全審査の段階においては表面化していなかった問題であるが、「動燃の技術的能力」を「現在の知見」からとらえなおすものであるから、本件訴訟の審理の対象であり、ひいては安全審査の対象である。
六　結論
被告国は安全審査の対象となるべき「基本的設計ないし基本的設計方針」を非常に狭く解釈し、安全審査ひいては許可処分が無効であるとの結論を避けようと腐心しているが、昀高裁判所のいう「基本設計の安全性にかかわる事項」を正確に解釈すれば、本件訴訟の対象は前述したとおりとなり、許可処分が無効であるとの結論が導かれる。
第二　審査基準の不合理性
一　法規制・授権規定の欠如
１　抽象的な原子炉等規制法の審査基準
原子炉等規制法は、内閣総理大臣がもんじゅの設置を許可する基準につき、①原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないこと（二四条一項一号）、②その許可をすることによって原子力の開発及び利用の計画的な遂行に支障を及ぼすおそれがないこと（同二号）、③その者（本件では事業者である動燃）に原子炉を設置するために必要な技術的能力及び経理的基礎があり、かつ、原子炉の運転を適確に遂行する技術的能力があること（同三号）、④原子炉施設の位置、構造及び設備が核燃料物質（使用済燃料を含む。以下同じ。）核燃料物質によって汚染された物（原子核分裂生成物を含む。以下同じ。）又は原子炉による災害の防止上支障がないものであるこど（同四号）と、非常に抽象的な基準しか定めていない。
２　抽象的な規制基準は憲法三一条に違反する
（一）　被告国は、本件もんじゅが原子炉等規制法二四条一項四号の「原子炉施設の位置構造及び設備が核燃料物質、核燃料物質によって汚染された物又は原子炉による災害の防止上支障がないものであること」の許可要件に適合するものであるかどうかについてのいわゆる安全審査にあたって、右のように法律の許可基準が非常に抽象的なものであることにつき、伊方原発訴訟昀高裁判決（昀高裁平成四年一〇月二九日判決・判タ八〇四号五一頁）の判決を引用し、「原子炉施設の基本設計ないし基本設計方針に関する審査が、多方面にわたる極めて高度な科学的・専門技術的な知見に基づいてされる必要があり、しかもその科学的技術が不断に進歩し、発展していることから、原子炉施設の安全性に関する基準を具体的かつ詳細に法律で定めることは困難であるのみならず、昀新の科学水準への即応性の観点からみて適当でないとする趣旨によるものである。」（平成五年一月二九日付被告国準備書面（二）二八～二九頁）として、法律の規定が抽象的であっても何ら問題ないとする。
（二）　しかし、科学的技術が不断に進歩し、発展しているとはいっても、原子力災害から国民の生命、身体、財産等の基本的人権を守るために、条文につきある程度具体的により木目細かく書くことは可能である（山村恒年「判例批評」民商法雑誌一〇八巻六号八七頁）。とりわけ、原子炉等規制法二四条一項四号の設けられた趣旨は昀高裁がもんじゅ上告審で述べるように、「単に公衆の生命、身体の安全、環境上の利益を一般的に保護しようとするにとどまらず、原子炉施設周辺に居住し、右事故等がもたらす災３害により直接的かつ重大な被害を受けることが想定される範囲の住民の生命、身体の安全等個々人の個別的利益としても保護すべきものとする趣旨を含む」（昀高裁平成四年九月二二日判決・判例時報一四三七号二九頁）ものである以上、現行法のような非常に抽象的な条文の定めでは、どのようなことが安全審査の判断基準となるのか全く不明確であり、右法律によっては、昀高裁が認めるその立法目的にも反し、原子力災害から国民の生命、身体、財産等の基本的人権を守ることはできない。


（三）　したがって、本件もんじゅの設置許可基準を定める原子炉等規制法の抽象的な規定は、憲法三一条が定める適正手続の保障条項に違反する。憲法三一条の定める適正手続の保障は、刑事手続きばかりでなく、行政手続に及ぶことは、昀高裁も成田新法事件において、「憲法三一条の定める法定手続の保障は、直接には刑事手続に関するものであるが、行政手続については、それが刑事手続ではないとの理由のみで、そのすべてがその保障の枠外と判断することは相当ではない。」（昀高裁平成四年七月一日大法廷判決・判例時報一四二五号四五頁）として認めるところである。
３　法律あるいはその授権に基づかない指針等による安全審査は憲法違反である（一）　被告国は、本件もんじゅの原子炉等規制法二四条一項四号の適合要件にあたるか否か安全審査にあたっては、内閣総理大臣の諮問に応じ原子力安全委員会
が、原子力安全委員会や原
子力委員会が決定した、
①　「原子炉立地審査指針及びその適用に関する判断めやすについて」
②　「高速増殖炉の安全性の評価の考え方について」
③　「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針について」④　「プルトニウムを燃料とする原子炉の立地評価上必要なプルトニウムに関する
めやす線量について」を基準とし、
⑤　「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針について」⑥　「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」⑦　「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針について」⑧　「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針について」等を参考にして判断するとしている（平成五年六月一八日付被告国準備書面（三）一一～一四頁）としている。
（二）　しかし、被告国が原子炉等規制法二四条一項四号の許可要件に適合するか否かの判断基準としている右に述べた安全審査指針等は、原子力安全委員会あるいは原子力委員会が策定したもので、国会の立法権に基づく法律に基づくものでもなく、また原子炉等規制法の授権に基づくものでもない。憲法四一条が、国会を唯一の立法機関と定め、憲法七三条一項が行政への包括的・白紙的授権を禁じているのは、立法機関としての国会の地位を無意味なものとし、行政権の恣意的な行使による人権の侵害から国民の基本的人権を守ることにある。
本件もんじゅの許可処分での安全審査は、原子力安全委員会あるしは原子力委員会が、国会が制定した原子炉等規制法などの法律の授権に基づかず策定した安全審査指針等をその判断基準としてなされたものであり、国会を唯一の立法機関と定めた憲法四一条、行政への包括的・白紙的授権を禁じた同七三条一項に違反することは明白である。
（三）　伊方原発訴訟で住民側は、原子炉設置許可処分が法律又はその委任に基づいて定められたものではない基準を用いた安全審査に依拠してなされたものであるか憲法四一条、七三条一項、国家行政組織法一二条、一三条に違反をするとの主張した。これに対し昀高裁は、「本件原子炉施設の安全審査は、その合理性を十分首肯し得る原子炉等規制法二四条一項四号の規定に基づいてされたものであるから、それが法律の規定に基づかないものであることを前提とする所論は、その前提を欠くというべきである。」とし、原子炉等規制法二四条一項四号の規定は、「設置許
可にあたっては、申請に係る原子炉施
設の位置、構造及び設備の安全性に関する審査の適正を確保するため、各専門分野の学識経験者等を擁する原子力委員会の科学的、専門技術的知見に基づく意見を聴き、これらを尊重するという慎重な手続が定められていることを考慮すると、右規定（原子炉等規制法二四条一項四号）が不合理、不明確であるとの非難はあたらないというべきである。」（昀高裁平成四年一〇月二九日判決・判タ八〇四号五一頁）と、安全審査指針等の基準に基づく安全審査は、原子炉等規制法二四条一項四号が合理性を有するものだとして、住民側の憲法違反の主張を斥けた。（四）　しかし、①安全審査を担当すべき原子力安全委員会（伊方原発設置許可当時は原子力委員会）の委員は、原子力発電所を推進する側の専門家ばかりが選任されており原発の安全性に疑問を抱く専門家の意見は反映されず、委員会の専門家の意見が必ずしも客観的に合理的であるとは限らないこと（山村恒年「判例批評」民商法雑誌一〇八巻六号九〇～九二頁）、②本件もんじゅの安全審査は原子力安全委員会が行うが一その判断基準となる安一全審査指針等は原子力安全委員会自らが策定したものであり、チェック機能が働かず審査の客観的合理性が担保し得ないこと、③もんじゅにおいて原子力安全委員会が予想もしなかったナトリウム漏洩火災事故が発生し安全審査機能の不備を露呈したことから明らかなように、安全審査指針等に基づく被告国による安全審査は、昀高裁判決が述べるように審査の適正を確保するため慎重な手続きが定められているとは到底言えない。原子炉等規制法二四条一項四号の規定が合理性を有するものであるとして、法律の規定や法律の授権によらず安全審査指針等に従い本件もんじゅの安全審査を被告国が行うことは、憲法四一条、同七三条一項に違反する。
二　高速増殖炉の設計基準事故の想定に関する審査基準の不合理性・・・・本件ナ
トリウム火災事故を中心に
１　設計基準事故の想定の誤りは本件許可処分の重大かつ明白な違法事由となる。（一）　原子炉施設の安全性の確保については、ほとんど起こり得ない事態が発生したとしても公衆が保護されるように対策を立てるものとされている。そして安全確保の効果が期待される設備、機器が故障を生じたと想定した場合に考えられる事故を解析してその影響を検討し、原子炉施設の性能を維持するとともに公衆を保護
するための機器を設計の中に組込むこ
ととされる。このような目的に用いるために想定される事故をアメリカでは「設計基準事故」（Ｄｅｓｉｇｈｎ　Ｂａｓｉｓ　Ａｃｃｉｄｅｎｔ，　ＤＢＡ）と呼び、日本では「設計基準事象」（Ｄｅｓｉｇｎ　Ｂａｓｉｓ　Ｅｖｅｎｔ）と呼んでいる（「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」の「解説」の項を参照、乙イ・七）。
（二）　ここで特に留意すべきは以下の三点である。


第一に、被告国の主張によれば、被告国が安全審査の対象としている「原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針」（いわゆる「基本設計論」）の妥当性を確認するための唯一の手続が、設計基準事故の想定とその事故解析であること。第二に、従って「設計基準事故の想定」あるいは「この事故が発生したとしても原子炉施設の安全性が余裕をもって確保されることを判断するための基準」のいずれかでも不合理であることが判明すれば、これに基づく原子炉設置許可処分は少なくとも違法となるべきこと。
第三に、後に詳述するとおり本件ナトリウム火災事故では、①右の設計基準事故の想定を誤り、かつ②「もんじゅ」の安全性が余裕をもって確保されることを判断するための基準（審査基準）の設定をも誤った、即ち二重の誤りがあるから、このような場合は単なる違法ではなく重大かつ明白な違法が存在すること。この点に関連して、所謂「基本設計」なる概念は決して法的および科学的概念として確立されているものではないことにも留意すべきであるし、原告は国が自己に都合よく利用する「基本設計」なる概念を認めるものではない。即ち、原子力安全
委員会委員長のＰ１が、
「何が基本設計なのか、何が詳細設計なのかというのは、どうやって区別するのですか。
これは、明文化した指針あるいは基準のようなものがあるわけではございません。これは、工学的な、常識的な判断と言ってよろしいかと思います。その場合の工学的、常識的な判断というのは、もう少し具体的に御説明いただくと、何ですか。基本設計と詳細設計と。
これは、あるいは人によって若干微妙な意見の相違があるかもしれませんが、私が考えておりますのは、基本設計の段階というのは、ある一つの部分を評価するのに、その部分だけに注目しては不十分であると。周りを全部見ないと、その部分の正確な評価ができないと。…」
「行政庁としても、あるいは、安全委員会としても、基本設計と詳細設計を区別するそれなりの科学的と言うか、客観的というか、そういう基準が現在定立されているわけではないわけですか。
これは文章になったようなものはないと思います。ないはずです。だからと言って、全くでたらめにやっているというものでは決してございません。」
（Ｐ１証人・二七回・一一〇頁～一一一頁）
と証言するとおり、「基本設計」とか「基本的設計方針」なる用語は主観的なものであり、被告国の免責事由（注「基本設計の範囲外だから国の安全審査とは関係がない」などという弁解に用いられる場合の「基本設計」）の法的ないし客観的な根拠または基準とは、およそなりえないことが特に留意されるべきである。（三）　なお右の設計基準事故の概念は、日本では後述の「事故」の概念に相当するものであり、その定義は「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」（乙イ・七）および「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（乙イ・七）に示されている。
本件ナトリウム火災事故は右の設計基準事故「事故」に該当する。２　本件ナトリウム火災事故に関する設計基準事故の想定と審査基準の不合理性
（一）　周知のとおり伊方原発昀高裁判決によれば、
「現在の科学技術水準に照らし、原子力安全委員会（などの）調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点がある（場合などは）、原子炉設置許可処
分は違法と解すべきである」
とされる。
本件ナトリウム火災事故に関する右の審査基準は［高速増殖炉の安全性、「一の評価の考え方」（乙イ・七。以下「評価の考え方」という）と解されるから、本件では「評価の考え方」において想定された設計基準事故およびこれに対する審査基準が合理的であったか否かが問われている。
（二）　「評価の考え方」では、「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」などを引用している。そこにおいて安全評価の範囲は「『運転時の異常な
過渡変化』・・・・
原子炉の運転中において、原子炉施設の寿命期間中に予想される機器の単一の故障若しくは誤動作又は運転員の単一の誤操作、及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって生ずる異常な状態に至る事象を対象とする。
『事故』・・・・
『運転時の異常な過渡変化』を超える異常な状態であって、発生する頻度はまれであるが、発生した場合は原子炉施設からの放射性物質の放出の可能性があり、原子
炉施設の安全性を評価
する観点から想定する必要のある事象を対象とする。」とされている。本件ナトリウム火災事故は右の「事故」に分類されるが、「発生する頻度はまれ」（＝原子炉の寿命期間中には予想されないこと。「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」・解説・Ⅱ・２参照。なおＰ１証人・二七回・一〇三頁も参照）と定義される事態が、実用運転開始前で原子炉等規制法二八条の使用前検査にも合格していない段階（被告国準備書面（七）・二頁）で早くも生じたのが本件で特に有意な事態である。即ち「もんじゅ」が臨界に達したのは一九九四年四月であり、「初の送電成功」と喧伝された（但し、水・蒸気系の昀終過程の過熱器を通過させず、電気出力五パーセントで一時間だけ送電したという実験的な送電）のが一九九五年八月二九日である。本件ナトリウム火災事故は右の非実用的な「初送電」から約三ケ月余の後に発生し、従って「もんじゅ」が電力供給のわずかの一端に貢献したこともない。即ち「もんじゅ」は未だ「寿命期間」の始期にも至っていなかったのである。
「寿命期間」の始期にもない原子炉が「寿命期間中には予想されない」とされる事故を発生させたことは、「考え方」および前記指針の、「運転時の異常な過渡変化」とか「事故」という、安全評価の範囲の設定（これも審査基準の一と理解される）自体に不合理と誤りがあったと言うべきである。
（三）　この点、原子力安全委員会委員長のＰ１は、
「今回の事故（注・本件ナトリウム火災事故）は（「もんじゅ」）の寿命期間中に一回以下みたいな言い方になるんですか。
これは飽くまで推定される頻度でございまして、例えば一〇〇万年に一回起こるこ
とというのは、明日起こるかもしれません」
（Ｐ１証人・二七回・一〇五頁）
などと証言するが、これは暴言である。もし暴言ではないとすれば、第一に、発電用軽水型原子施設の安全評価に関する審査指針で「運転時の異常な過渡変化」（＝「原子炉施設の寿命期間中に予想される」事象）と「事故」（＝「運転時の異常な過渡変化を超える状態であって、発生する頻度はまれ」）を発生頻度の観点から分類した意味が不明となり、ひいては右審査指針が審査基準としての有効性と妥当性と合理性を有しないことを自白するに等しいこと。第二に、「一〇〇万年に一回」という発生頻度は後述の、「事故」よりもさらに
重大な影響をもたらす「技術的には起こると


は考えられない事象」についての発生頻度の単位であり、これを本件ナトリウム火災事故に関連して論じることは無意味、さもなくば不見識であること。第三に、「もんじゅ」の「寿命期間」は、仮にこれを実用の軽水炉と同等と考えたとしても、せいぜい三〇年程度と思われるところ、三〇年の寿命の原子炉が寿命の始期をまたずに一〇〇万年に一回の「事故」を起こしたとすれば、被告ら（Ｐ１証人）はこれに恐催するのが当然だが、被告ら（Ｐ１証人）にはそのような真蟄な態度が全くなく、従って発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針などの審査基準を端から無視していること。
以上によれば、右のＰ１証言は、「評価の考え方」などの審査基準の「基準性」（規範性）について被告らが無自覚であることを示している。換言すれば「評価の考え方」などは被告らに対して何の規範力も有しない不合理なものにすぎないことが明らかである。
（四）　右に加え本件ナトリウム火災事故と本件許可申請における設計基準事故を比較するとその事故想定および事故解析の現実性のなさが明らかである。即ち、「もんじゅ」の原子炉設置許可申請書（乙イ・六）での「二次冷却材漏洩事故」、「事故原因及び防止対策」によれば、「この事故は、原子炉出力運転中に、何らかの原因で二次主冷却系配管が破損し、二次冷却材が漏えいする事故として考える。この事故が生じると、中間熱交換器での除熱能力が低下し、原子炉容器入口ナトリウム温度が上昇するため、炉、心の安全な冷却ができなくなる可能性がある。」こと、そして「漏えいしたナトリウムの顕熱及び燃焼熱によって、漏えいナトリウムの流出・移送過程又は貯留後に部屋の雰囲気温度あるいは床面に設けたライナの温度が上昇し、ナトリウムとコンクリートの接触防止機能に悪影響を与える可能性がある。また、空気雰囲気の部屋では、内圧が上昇し、建物、構築物の健全性を損なう可能性がある。」と説明されている。そして「漏えいナトリウムによる熱的影響の解析」においては、「漏えいナトリウムによる熱的影響の解析」が、「流出・移送過程及び貯留後」について行なわれている。今回の事故との比較では「流出・移送過程」がまず問題となるが、そこでは、「漏えい「ナトリウムが漏えい口から床ライナ上に流出落下し、床ライナ上を流れて連通管開口に達する過程の熱的影響」が解析されており、その解析手法として「計算コードＳＰＡＹ―Ⅱ及びＳＯＦＩＲＥ―ＭⅡを用いて、二次主冷却系配管室及び過熱器室における二次冷却材漏えい事故時の内圧、雰囲気温度及び床ライナ温度の時間変化」が求められている。「解析条件」としては、「二次主冷却系配管室」又は「過熱器室でナトリウムが漏えいして、部屋の床ライナ上に落下し、漏えいが生じた部屋及び隣接する部屋に溜まるものとする。」、「漏えいナトリウムは室内雰囲気と反応して燃焼するものとし、流出過程、隣接する部屋の床上での滞溜等を考慮する。」、「（ｉｉ）二次主冷却系配管における割れ状の漏えい口として十分大きな、長さがＤ／２、幅がｔ／２（Ｄ及びｔはそれぞれ管の直径及び厚さ）のスリッドを考え、相当面積の円孔から冷却材が流出するものとする。（１）したがって、漏えい口の大きさを一五〇ｃｍ２とする。」、「（ｉｉｉ）ナトリウムの漏えい量は二次主冷却系配管室では一五〇ｍ２、過熱器室では九五ｍ３とし、漏えいナトリウム温度はいずれも五〇七℃とする」となっている。その結果として、「二次主冷却系配管室でのナトリウム漏えいの場合に関して」、「内圧上昇は約〇・二二ｋｇ／ｍ２であり、原子炉補助建物当該室の耐圧〇・六ｋｇ／２ｃｍＧ以下にとどまる。また、床ライナの昀高温度は四六〇℃であり、設計温度五三〇℃以下にとどまる。」とされ、「結論」は「漏えいナトリウムによる熱的影響については、流出・送過程及び貯留後について、それぞれ、十分に厳しい条件を仮定しても、部屋の内圧及び床ライナの温度はいずれも設計値以下であり、その健全性が損なわれることはない。建物コンクリートの温度も過度に上昇することはなく、その健全性が損なわれることはない。」とまとめられている（乙イ・六・一〇―三―三七～三八）。
（五）　右のとおり「もんじゅ」の設計および安全審査においては二次系ナトリウムの漏洩事故は、大規模漏洩（一五〇立方メートル）による①炉心冷却能力への影響と、②床ライナなどへの熱的影響の観点から想定・解析されているのみで、本件ナトリウム火災事故における高温腐食（鉄とナトリウムと酸素が高温下で関与する界面反応による腐食）に起因する各種の影響についての事故想定は完全に欠落している。即ち、被告らは、当然設計基準事故＝「事故」に分類されるべき本件ナトリウム火災事故を全く想定しなかったという誤りがある。また床ライナなどへの熱的影響については、後述のとおり、本件ナトリウム火災事故で床ライナの温度は七〇〇度から七五〇度に達したと推定され、原子力安全委員会第一報・乙イ・一二・二六）、許可申請書の「設計温度」の五三〇度（乙イ・六・一〇―三―三七）をあっさりと超過してしまった。右「設計温度」は後述（第六章第一の八の４（一）（５））のとおり、動燃が「約束」し、原子力安全委員会がこれを「承認」した審査基準としての意義を有する温度値である。ここにおいて右審査基準一「設計温度」の不合理性も明らかとなる。さらに、条件によっては、高温の漏洩ナトリウムと床コンクリートが直接し、コンクリート中の水とナトリウムの反応で生じる水素ガスの爆発によって、建物・構築物の損壊、引いては炉心冷却能力の低下をもたらす可能性もありえた。したがって、本件ナトリウム火災事故は被告らが想定した事故の範囲内（炉心冷却能力への影響と床ライナヘの熱的影響）でもその想定に基づく事故解析の誤り＝非保守性を明らかにしたものである。（六）　さらに本件ナトリウム火災事故の現場では、二次系配管と空調ダクトとグレーチング（作業用の架台）が垂直方向で部分的に重畳しているが、このような現場状況でのナトリウム漏洩とこれの影響（ナトリウムの燃焼態様など）を被告らは全く考慮していない。現実に発生した本件ナトリウム火災事故では右の空調ダクトやグレーチングの存在が漏洩したナトリウムの燃焼態様を複雑にし（ナトリウムとダクト、グレーチングとの接触による）、被告らの机上の想定を超える事態をもたらしたのである。


熱的影響の解析については、床ライナの温度は「ＳＯＦＩＲＥ―ＭⅡ」によって計算されている。これはプール火災を起こしているナトリウムを対象にした計算コードであり、本件ナトリウム火災事故のように上部から落下してくるナトリウムの火災は扱えないはずのものである。すなわちナトリウム漏洩量として仮定されている一五〇立方メートルという量は量的には今回の事故を上回るが、ナトリウムが床面に留まり、床ライナと直接接触するのはナトリウムであって燃焼は床ライナと離隔したナトリウムの表面でのみ起こっているというプール火災の仮定を置いている以上、床ライナにとっては極めて緩い条件を課すものである（床ライナとナトリウムの接触面では燃焼その他の化学現象を想定していない）。これはナトリウム事故
と異な
る現実性の無いものであるばかりか、非保守的であり、安全側の解析になっていない。
（七）　これらによれば被告らが本件ナトリウム火災事故を全く想定していなかったことおよび想定した事故においてもその解析を誤ったことは明らかである。そうであれば「これらの（『事故』の）判断基準による評価の他にも必要に応じて」ＭＦＢＲ（注・液体金属＝ナトリウムを用いる高速増殖炉）の特徴を踏まえ評価を行うものとする」（「考え方」・別紙Ⅱ３（３）（３・２））とされてはいるものの、右の「必要に応じた」事故想定と安全評価は一切行われず、従って右の審査基準が何の有効性を持たなかったことも、又、明らかである。因みに、原子力安全委員会はその第二報（乙イ・四一）で、「設置許可当時の安全審査では、中小規模の漏えいによる床ライナの影響は検討されなかった。これは当時の関係者が、床ライナ温度が仮にナトリウムの沸点（約八八〇℃）に達したとしても、ライナ材料の融点（約一五〇〇℃）に比べれば十分低いので、床ライナが溶融することはあり得ず、したがって注目すべきは床ライナが熱膨張によって機械的に破損するか否かであるが、床ライナの全体としての熱膨張が昀大になるのは、ナトリウムプールが形成されてライナが全面過熱される大規模漏えいの場合で、中小規模の漏えい時の影響はこれに包絡されると判断したためと考えられる。」（乙イ・四一・一六頁）と述べ、自己の無知の責任を認めている。
（八）　要するに本件の設計基準事故の想定および事故解析の審査基準の設定において、被告国は現実の事態（即ち、本件ナトリウム火災事故の発生）を予測できず、漫然と非現実的な審査基準に依拠したのである。
そして右のような審査基準（前記の「考え方」）の不合理性は、「これまでの調査審議を通じて得られた鉄、ナトリウム及び酸素が関与する界面反応による腐食という知見を基に、「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」におけるナトリウムによる腐食の考え方について検討し、その結果を早期に取りまとめることとする。」（原子力安全委員会第三報、乙イ・四二の二・三頁）として原子力安全委員会がこれを認め、また原子力安全委員会委員長のＰ１も「この指針、考え方（注・「評価の考え方」）自体に、今回の事故を受けて、どういう不備があった、あるいは、不備を指摘することは可能かどうかという点は、御説明いただけますか。
ナトリ
ウムによる鉄の腐食というのは、一言書いてあるんでございますが、そこで言っている腐食というのは、通常こういう工業機器でよく見られる腐食でございまして、寿命期間中にわたって、例えば零点何ｍｍといったような程度のものを指しております。したがって、一時間に何ｍｍと言ったような、こういう、ものすごい激しい腐食までは、とてもそれでは読めなかろうと。ですから、そういうことに対する考慮も含めていかなければならないだろうと。これは現在検討中でございますが、それも含めまして、見直しをしております。
（中略）
ということは、この考え方（注・「評価の考え方」）自体についても、現時点から見れば、回顧的に見れば不備な点を指摘せざるを得ないと、こういうことになりますかね。少なくとも、ああいう激しい腐食については何ら言及しておりませんので、その部分は付け加える必要があるのではないかということで検討しております。」（Ｐ１証人・二七回・一三六頁および一三七頁）と証言する。即ち被告国も「評価の考え方」その他の基準の不合理性、従ってこれらの改正の必要性を公言しているのである。
３　まとめ
以上のとおり、現に発生した本件ナトリウム火災事故を直視すれば、「もんじゅ」の設計基準事故の想定に関する審査基準が本件許可処分の基準として不合理であったことは明らかであり、被告国もこれを認めている。本項の冒頭で述べたとおり、設計基準事故とその解析は、被告国が原発訴訟で全面的に依拠する「基本設計論」を担保するための唯一の手続である。本件ナトリウム火災事故はその根拠となる審査基準の不合理性が、事故想定と事故解析の両面で明らかになったのであり、このような審査基準は無効である。三　蒸気発生器伝熱管高温ラプチャを設計基準事故としない不合理性
１　高速増殖炉の昀大のウイークポイント蒸気発生器
高速増殖炉の技術のうち昀も危険性の高い技術の一つがナトリウムと水の一熱交換を司る蒸気発生器である。わずか３ミリ程度の配管の壁を隔ててナトリウムと水の間の熱交換を行なうという技術は根本的な困難を抱え込んでいる技術である。もんじゅはヘリカルコイル型で、伝熱管の材質もことなる蒸発器と過熱器という二つの蒸気発生器が設備されている。これまで開発された高速増殖炉ではさまざまな形式の蒸気発生器が試されたが、未だ定型と呼べる形式がない。それほど、困難
な技術なのである
２　ＰＦＲ事故
イギリスの高速増殖炉原型炉であるＰＦＲ炉において、一九八七年二月蒸気発生器の過熱器の伝熱管の大量破断事故が発生した。
昀初の細管破断の原因はナトリウムのバイパス流が発生し、伝熱管への衝突流が生じたためであるとされている。この事故はわずか一〇秒程度のうちに、破断した細管付近の三九本の伝熱管を破断し、更に七〇本を損傷させるという重大事故に発展した。この事故拡大の原因は事故調査結果によると、この二次破損原因のほとんどは、発熱反応である水ナトリウム反応による過熱（高温ラプチャ）であり、従来破損伝播の基本的な機序であるとされてきた腐食やウェステージは重要でなかったとされた。
３　ＳＷＡＴ３ＲＵＮ１６実験の驚くべき結果
被告動燃が九九年二月末に開示した「海外出張報告書」（甲イ四四三）によって、被告動燃が一九八一年に実施したＳＷＡＴ３ＲＵＮ１６において、もんじゅ蒸発器の定格運転時の条件を模擬した実験で、伝熱管二五本の破断をもたらす驚くべき結果をもたらしていたことが判明した。そして、この大量破断のメカニズムも高温ラプチャを原因とするものであった。破断の事故伝播に関してこれまでの安全審査の前提となってきた現象把握自体が誤っていたといえる。
４　明らかになったもんじゅ安全審査の欠陥


蒸気発生器の大量破断は中間熱交換器（一次系と二次系の接点）の破壊、大量の放射能漏れ、さらには炉心の破壊につながる重大な事故である。もんじゅの設計基準事故は当初一本の破断をきっかけに破損伝播三本とされてきた。この想定は七〇年代までの知見と小規模のウェステージ実験に基づくものであった。ＰＦＲ事故とＳＷＡＴ３ＲＵＮ１６実験はこのような想定をはるかに上回る事故であった。また、破断原因は想定されていたウェステージではなく、高温ラプチャ現象であった。
高温ラプチャによる伝熱管大量破断事故の発生の危険性は極めて高い。にもかかわらず、ＳＷＡＴ３ＲＵＮ１６はもんじゅの安全審査中の実験であったにもかかわらず、国と原子力安全委員会に報告すらされず、高温ラプチャに関しては国の安全審査は全く行われていないのである。安全審査の欠陥は明白と言わなければならない。
５　ＳＷＡＴ３ＲＵＮ１９実験は保守的な条件によるものといえない。被告動燃はＳＷＡＴ３ＲＵＮ１９の実験で水流動のある伝熱管に高温ラプチャは
発生しなかったことを唯一
の根拠としてもんじゅでは高温ラプチャは起きないとしている。しかし、この実験の条件は保守的なものといえないし、この実験でも加圧管の五本については高温ラプチャが発生しているのである。急速ブローが設備されていれば安全であることも証明されていない。被告動燃の調査によっても、ＰＦＲでは、急速ブローは有効でないとして取り外されていた。又、仮に設備されていたとしても効果は大きくないとされていた。
高温ラプチャについてＳＷＡＴ３ＲＵＮ１９で発生しないことを確認したとする被告動燃の説明は、イギリスのＰＦＲの技術者の納得を得ることはできなかった。このことを被告動燃のレポートが自ら認めている。
６　再現実験と設計基準事故の設定のやり直しは不可欠であるもんじゅで高温ラプチャによる伝熱管大量破断が発生しないことを確認するためには、ＰＦＲ事故も踏まえ、再現実験を行うべきであった。推定された条件による解析による計算だけの現状では、事故とその影響の解明は不可能である。ナトリウム漏れの事故についても再現実験によって腐蝕問題が明らかとなった。このような再現実験を実施し、その結果に基づいて設計基準事故を設定し直す作業が不可欠である。そして、この新たに設定し直された設計基準事故に中間熱交換器が耐えられるかどうかを検証する必要がある。
もんじゅ蒸気発生器にはこのように、明白な安全上の重大な欠陥があり、又、このことが全く国の安全審査で審査されていない。高温ラプチャ事故を設計基準事故としないもんじゅの安全審査は明らかに不合理であり、重大かつ明白な違法がある。
７　蒸気発生器伝熱管破損事故評価に関する被告の主張に対する反論被告国は、安全評価は、単に安全設計の妥当性を念のために確認するだけのために行うのであり、防止対策が施されていることを確認しているとして、安全審査で高温ラプチャを考慮する必要はないと主張する。しかし、被告が確認したのは、防止対策の基本方針にすぎず、ましてやその基本方針が高温ラプチャを防止しうることを「念のため」にも確認したわけではない。それを「高温ラプチャは生じ得ず」と根拠もなく強弁しているに過ぎない。被告国は、そもそも安全審査時に高温ラプチャを検討したかどうかさえ明らかにしていないが、検討したという主張がないところがらすれば、このような検討はなされていなかったと考えられる。
また、ＳＷＡＴ１３
試験のＲＵＮ―１６で多数の高温ラプチャが発生したのは「使用条件とは大きくことなる条件で実験したため」として、実機条件を模擬したとするＲＵＮ―１９の存在を理由に、同様の現象は「もんじゅ」で起こらないとしているが、ＲＵＮ―１９は、単に条件を理想化した一例にすぎず、ＲＵＮ―１６で高温ラプチャが起こったのは使用条件と大きく異なったからであるとする実証的根拠は皆無である。いずれにしても、被告国が、一度も公式に検討したことのない事項について、なぜこのような主張が可能なのか、根本的な疑問がある。伝熱管破損事故の初期条件は多くあり、そのいくつかの違いによって事故経過も結果もことなる。それらを調べる系統的実験等をやらず、判断材料になるデータが極めて乏しい状態で、被告動燃が行った僅か一つの実験だけを根拠に、これについて公式の検討を行うことなく、高温ラプチャを考慮する必要はないとしていることは、安全審査をすべき任務を放棄するものである。本件の事実関係のもとでは、本件許可処分を維持することは到底許されない。本件許可処分の違法性は重大かつ明白であって無効と断ぜざるを得ない。
四　炉心崩壊事故を設計基準事故としない不合理性
１　炉心崩壊事故は高速増殖炉の苛酷事故＝シビアアクシデントである（一）　一九五五年にアメリカの高速増殖炉ＥＢＲ―１で起きた炉心溶融事故は高速増殖炉に特有な危険性によるものであった。そのため、「高速増殖炉の反応度が何らかの原因により上昇して出力が上昇したり、あるいは炉心の冷却が不十分になったのに、原子炉の緊急停止に失敗したために、炉心温度が上昇して燃料や被覆材の溶融などが生じ、炉心が破損する事故」＝「炉心崩壊事故」が研究の重要なテーマとなった。
一方、軽水炉に関しては、アメリカの原子力規制委員会（ＮＲＣ）は、一九七五年に発行した原子炉安全研究報告書において原子炉のリスクを定量的に評価し、設計基準事故（ＤＢＡ　Ｄｅｓｉｇｎ　Ｂａｓｉｓ　Ａｃｃｉｄｅｎｔ、わが国の「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（乙第四号証二七一頁）では設計基準事象（ＤＢＥ　Ｄｅｓｉｇｎ　Ｂａｓｉｓ　Ｅｖｅｎｔ）と呼び変えている）を超える炉心損傷ないし炉心溶融に至る事故（苛酷事故＝シビアアクシデント）の発生確率を求めたが、一九七九年にアメリカのスリーマイル島二号炉でＴ
ＭＩ事故が発生しその後の調査


によって、炉心燃料領域の約三分の一が溶融、三分の二が崩壊した事故（甲イ第三八八号証）であったことが明らかになり、設計基準事故を超える炉心損傷事故が現実に起こりうることを示したものとして世界中に大きな衝撃を与えた。それ以降、シビアアクシデントの重要性が認識され、アメリカや旧西ドイツ、フランスなどでは検討が始まった。この動きはチェルノブイリ事故によって加速され、欧米の多くにおいて新たな設計上の対応がせまられた。（二）　原子力安全委員会は苛酷事故＝シビアアクシデントを、「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の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」と定義している（原子力安全委員会原子炉安全基準専門部会共通問題懇談会中間報告（一九九〇年）甲イ三八九号証四頁）。この高速増殖炉版が炉心崩壊事故である。
２　高速増殖炉では軽水炉よりも苛酷事故＝シビアアクシデントが起こりやすい高速増殖炉では、申炉心冷却の失敗が引き金となって出力暴走事故が起き、しかも制御に失敗することが昀も厳しい事故だと考えられる。軽水炉と違って、高速増殖炉がこのような危険性を持つのは次の理由による。
①　炉心が、反応度が昀も高い状態にない。一旦未臨界になっても燃料が溶けて寄り集まったりして炉心の配置が変われば再び臨界になる（再臨界）ことが起こりうる。
②　炉心の出力密度が高く、燃料棒間隔が狭く、冷却材通過が困難になりやすい。③　ボイド反応度が正であって、出力が上昇しやすい。④　原子炉停止系は制御棒のみであり、軽水炉がボロン水注入のような原理の異なる停止系を持っているのと比較して同じ原理の停止系しかない。３　「技術的には起こるとは考えられない事象」は安全審査の対象となった（一）　「運転時の異常な過渡変化」と「事故」は設計基準事故原子力委員会が一九七八年に定めた「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」では、さまざまな事象を、発生頻度と放射性物質放出の可能性の有無によって「運転時の異常な過渡変化」と「事故」に分けている。この二つの範疇は設計基準事象とされており（乙イ第七号証一〇九頁）、解析に当たって考慮すべき事項として、使用するモデル及びパラメータについては「評価の結果がきびしくなるように選定しなければならない」とされ、故障等の仮定については「作動を要求される安全系の機能別に結果を昀も厳しくする単一故障を仮定しなければならない」とされている。つまり、保守的な、安全側に立った条件を用いて解析すべきことが条件とされているのである（同一〇六頁）。
もんじゅでもここまでは軽水炉と同じであるが、このような事故解析の外に更に一段厳しい事象を評価することが、「高速増殖炉の安全性の評価の考え方について」に規定されている（乙イ第七号証六五五頁）。これが「５項事象」（同頁）＝「技術的には起こるとは考えられない事象」（乙イ第六号証一〇―四―一頁以降）という、大きな問題をはらんだ項目である。
（二）　「技術的には起こるとは考えられない事象」は安全審査の対象ではあるこの項目は、動燃が一九八〇年（昭和五五年）一二月に提出した昀初の許可申請書には存在しなかった。翌年一二月二八日になって、先に提出した許可申請書に対する補正申請書が提出され、その中ではじめて登場したのである。もんじゅは軽水炉と著しく違う性質を持つので、その安全性を評価するためにも軽水炉とは違う基準が必要となるが、もんじゅの安全審査が始まる前には軽水炉について定めた「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」しがなかった。許可申請書を提出する直前の一九八〇年一一月になって、もんじゅを対象として原子力安全委員会は「高速増殖炉の安全性の評価の考え方について」と題する指針を決定した。原子力安全委員会は、一九七九年に設置された原子炉安全基準専門部会高速炉小委員会で、高速増殖炉の安全性を評価する際の基本的な考え方を得ようとして、実験炉「常陽」の経験を踏まえ、外国の考え方を参考にし、もんじゅを念頭において検討を行わせていたのである。その中で、軽水炉の安全性評価の考え方を基本的にはとるものの、高速増殖炉の運転経験が少ないので、「事故より更に発生頻度は低いが結果が重大であると想定される事象」について、「その起因となる事象とそれに続く事象経過に対する防止対策との関連において十分に評価を行う」ものとした。「運転時の異常な過渡変化」「事故」を説明したあとに第５項として書かれているために、「５項事象」とも呼ばれる項目がこれである。この事象は安全審査の体系上は「技術的には起こるとは考えられない事象」に位置づけられている。
当時、国際的に苛酷事故月シビアアクシデントの研
究が進み、高速増殖炉の分野では以前から炉心崩壊事故が問題になっていたので、これを無視することはできなかったために、この概念とほぼ重なり合うように、「技術的には起こるとは考えられない事象」という独立した項目を考え出し、「高速増殖炉の安全性を評価するために選定すべき事象」としたのである（乙イ第七号証六五二頁）。
４　安全審査の対象ではあるが、設計基準事故とはされていない（一）　「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」については、解析に当たって使用するモデル及びパラメータは評価の結果が厳しくなるように選定しなければならない。つまり、初期条件や途中の計算条件・数値などについては保守的な、より厳しい、安全側に立った条件をもちいなければならないとされている。これは「設計基準事故」として取り扱うことを意味する。
（二）　ところが「技術的には起こるとは考えられない事象」は、「施設の安全裕度を確認するために、念のために」行うに過ぎないものと位置づけられ、保守的解析条件をもちいなくて良いとされてしまっている。この点につき、被告動燃や被告国は「炉心損傷に至るおそれのある事象を選定するに際して、非現実的な仮定をあえてしたものであり、起因事象の選定それ自体において極めて保守的な考慮がされているので、解析に用いるモデルやパラメータについては「昀も確からしいものを用いた解析を行って事象経過を忠実に再現することができればその目的を達することが出来るのであり、解析にあたり、事象の不確かさの範囲内で保守的なものを考慮すれば十分であって、これにとどまらず、更に非現実的に保守的なパラメータ等を用いて解析すべき理由はない」と主張する。
しかし、これは、設計基準事故を超える事故のシナリオを造ることと、そのシナリオに基づいて具体的な計算をする際に保守的な条件を使用することとを混同している。当初の仮定が厳しくても、途中の計算の際の仮定を甘く取れば炉心崩壊事故によって放出されるエネルギーの値を幾らでも小さくすることができる。これでは安全審査の対象とした意味のほとんど全てが失われることになる。５　アメリカや西ドイツなどではより厳しい基準が置かれている。
（一）　アメリカでは実質的に設計基準事故とした