ｂ次に，ＩＣＲＰの上記６(1)ウ(ア)⑤の１９５８年（昭和３３年）採択の勧告においては，線量制限について「すべての被ば，くを実行可能（達成可能）な限り低く保つべきこと（aslow   as」practicable。ＡＬＡＰ）の考え方がとられ，昀大許容量は昀大の値で，あらゆる被ばく総量を実行可能な限り低く保ち，不必要な被ばくはすべて避けるようにすると説明されていた。ｃまた，ＩＣＲＰの１９６５年（昭和４０年）採択の勧告においては「放射線防護の目的は，放射線の急性効果を防止し，かつ，晩，発性効果の危険を認容できるレベルまで制限することである，。」「放射線による白血病およびその他の型の悪性腫瘍の誘発機構はわかっていない「しきい線量の存在は不明であるため，どんな小。」，さい線量でもそれに比例して小さい悪性腫瘍誘発の危険を伴うと仮定されてきた。また，人における悪性腫瘍誘発の線量－効果関係の本性に関する知識－特に放射線防護で問題とされる線量レベルでの知識－が不足しているため，線量－効果関係が直線的であるという仮定，および，線量は積算的に作用するという仮定に代わる実際的な代案を持っていない「電離放射線への被ばくが含まれる活動。」，をしないですまそうと望むのでない限り，ある程度の危険性が存在することを認識しなければならず，かつ，考えられる危険が，このような活動から得られる利益からみて，その人および社会にとり容認できると思われるレベルにまで放射線量を制限しなければならない「どんな被ばくでもある程度の危険を伴うことがあるので，。」，委員会は，いかなる不必要な被ばくも避けるべきであること，および，経済的および社会的な考慮を計算にいれた上，すべての線量を容易に達成できるかぎり低く保つべきである」などと表明した上。で，職業上の個人の全身被ばくについて，昀大許容線量を年間５レムとすること，公衆の構成員の被ばくについて「放射線作業者に，対し容認できると考えられる線量と同程度の大きさの線量を公衆の構成員が受けることは望ましくない。公衆の構成員中には子供，すなわち成人より大きい危険にさらされるかも知れず，また全生涯を通じて被ばくするかもしれない者を含んでいる。公衆の構成員は（放射線作業者と異なり）被ばくするかしないかに関して選択の自由がなく，かつ，その被ばくから直接的利益を何も受けないであろう。これらの人々は放射線作業に必要とされる人選，監督及びモニタリングを受けないし，また自身の職業の危険にさらされている」とした上で，その全身被ばくの線量限度を年間０．５レム。（ただし，公衆の構成員の線量限度を放射線作業者の値の１０分の１とすることについて，現在，放射線生物学上の知見が十分ではないので，この係数の大きさにはあまり生物学的な意義をもたせるべきではないとも指摘している）とすることを勧告した。。そして，線量制限について「容易に達成できる限り低く（as，」lowasreadily   achievable。ＡＬＡＲＡ）との考え方がとられ，経済的及び社会的な考慮を計算に入れた上で，すべての被ばく線量を容易に達成できる限り低く保つべきであると説明されていた。ｄさらに，ＩＣＲＰの１９７７年（昭和５２年）採択の勧告においては，放射線の影響を確率的影響と非確率的影響に区分した上で，「放射線防護の目的は，非確率的な有害な影響を防止し，また，確率的影響を否認できると思われるレベルにまで制限することにおくべきである「(ａ)いかなる行為も，その導入が正味でプラスの。」，利益を生むのでなければ，採用してはならない，(ｂ)すべての被ばくは，経済的および社会的な要因を考慮に入れながら，合理的に達成できるかぎり低く保たれなければならない，(ｃ)個人に対する線量当量は，委員会がそれぞれの現状に応じて勧告する限度を超えてはならない」ことをＩＣＲＰの勧告する線量制限体系とする，全。身均等照射による放射線誘発癌に関する死亡のリスク係数は，男女及びすべての年齢の平均値として，１レム当たり約１万人分の１であるとＩＣＲＰは結論するなどと表明した上，放射線作業者に関する線量等量限度について，高い安全水準の職業とは，職業上の危険による平均年死亡率が１万人に１人を超えない職業と位置付け，放射線作業者が年間５レム被ばくすると死亡率は１万人に５人となり，他の安全な職業より危険になるおそれがあるが，実際には，年間０．５レム程度の被ばくにとどまるので安全性は確保されるとして，その全身均等照射による被ばくの線量限度を年間５レムとすること，公衆の個々の構成員に対する線量当量限度については，一般公衆に対する死のリスクの容認できるレベルは，職業上のレベルより１桁低いと結論付けられ，年間１０万ないし１００万分の１の範囲の死亡リスクは，公衆の個々の構成員にとっても容認できるから，公衆の個々の生涯線量当量を，一生涯を通して年間０．１レムの全身被ばくに相当する値に制限することを意味するが「公衆の個々の構，成員に対して５ミリシーベルトという年線量当量限度を適用するとき，公衆の被ばくをもたらすような行為は少ししかなく，決定グループ外の人々の被ばくがほとんどないならば，平均線量当量は１年につき０．５ミリシーベルトより低くなると思われる」などとし。て，結局，従来どおり，年間０．５レム（５ミリシーベルト）とし，生涯を通して年平均０．１レム（１ミリシーベルト）という全身線量当量限度を用いることなどを勧告した。


そして，線量制限について「合理的に達成し得る限り低く（a，」slowas   reasonablyachievable。ＡＬＡＲＡ）との考え方がとられ,被ばく線量は，経済的及び社会的な考慮を計算に入れた上で，合理的に達成し得る限り低く保つことと説明されていた。ｅところで，ＩＣＲＰは，１９８５年（昭和６０年）のパリ会議において，上記１９７７年（昭和５２年）採択の勧告で定められた生涯を通しての年平均線量当量０．１レム（１ミリシーベルト）をより確実に実行するためとして，公衆の構成員に対する実効線量当量限度を年間０．１レム（１ミリシーベルト）とするが，生涯にわたる平均の年実効線量当量が上記限度を超えることのない限り，１年につき０．５レム（５ミリシーベルト）という補助的線量限度を数年にわたって用いることができるとする旨の声明を出した。ｆそして，ＩＣＲＰは，これまでの多角的な研究成果を踏まえ，１９９０年（平成２年）採択の勧告において，ＩＣＲＰが，それまでに明らかになった日本の原爆被ばく者の研究，新しい線量算定体系であるＤＳ８６，ＵＮＳＣＥＡＲ（国際連合放射線影響科学委員会，ＢＥＩＲ（Committeeon   theBiologicalEffects   ofIoniz）ingRadiation・米国電離放射線生物影響委員会）等の機関による研究等を評価し，致死癌の確率を推定した旨表明した上，職業人に対する実効線量限度を，年間５０ミリシーベルト（５レム）を超えないとの条件付きで，５年間の平均値が年間２０ミリシーベルト（２レム）とすること，公衆の個々の構成員に対する実効線量限度を，年間１ミリシーベルト（０．１レム）とし，特殊の状況下では５年間にわたる平均が年当たり１ミリシーベルトを超えなければ，単一年ではもっと高い実効線量が許されることもあり得ること，妊娠していない女性に関する職業被ばくの管理の基礎は男性の職業被ばくの場合と同じであること，事故時等の緊急時の職業人に対する線量限度を５０レムとすることなどを勧告した。
なお，線量制限については，上記１９７７年（昭和５２年）採択の勧告のとおり，ＡＬＡＲＡの考え方が維持された。
ｇこれまでＩＣＲＰの勧告は，米国をはじめとして各国で尊重され，その線量当量限度については，各国の法令にとり入れられている。我が国では，ＩＣＲＰの１９５８年（昭和３３年）採択の勧告を尊重し，昭和３５年９月３０日，科学技術庁告示第２１号をもって定められた許容線量等を定める件２条により公衆の許容被ばく線量を年間０．５レムと定めた。そして，平常運転に伴う公衆の被ばく線量を，上記許容被ばく線量より一層低く抑えるための努力が払われてきたが，その努力目標値を明らかにすることが望ましいとの観点から，昭和５０年５月１３日「線量目標値指針（乙１２）が，」定められ，放射性希ガスからのガンマ線による全身被ばく線量及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被ばく線量の評価値の合計値については，年間５ミリレム（０．００５レム，放射性ヨウ）素に起因する甲状腺被ばく線量の評価値については年間１５ミリレム（０．０１５レム）との努力目標値が明示され，この線量目標値への適合性を判断する際の指針として，昭和５１年９月２８日に「線量目標値評価指針（乙１３）が定められた。」
ｈ本件処分後，許容線量等を定める件については，昭和５３年１２月２８日科学技術庁告示第１２号による改正があり「実用発電用，原子炉の設置，運転等に関する規則の規定に基づく許容被曝線量等を定める件（昭和５３年１２月２８日通商産業省告示第６６５」号）が制定された。
しかし，更に上記ＩＣＲＰにおける１９８５年（昭和６０年）パリ会議における公衆に対する線量当量限度を年間０．１レム（１ミリシーベルト）とし，生涯にわたる平均の年間線量がこれを超えない限り，年間０．５レム（５ミリシーベルト）という補助的線量限度を数年にわたって用いることができる旨の声明を受けて「実用，発電用原子炉の設置，運転等に関する規則の規定に基づく線量当量限度等を定める告示（平成元年３月２７日通商産業省告示第１３」１号）が制定され，公衆の線量当量限度を実効線量当量として，１年間につき０．５レム（５ミリシーベルト）から０．１レム（１ミリシーベルト）に変更され，昭和５３年１２月２８日通商産業省告示第６６５号は平成元年３月２１日限り廃止された。
ｉその後，更に平成１３年３月２１日，線量限度等を定める告示が制定されて，平成１３年４月１日から施行され「実効線量につい，ては，１年間（４月１日を始期とする１年間をいう。以下同じ）。につき１ミリシーベルト（同告示３条１項１号「前項第１号の」），規定にかかわらず，経済産業大臣が認めた場合は，実効線量について１年間につき５ミリシーベルトとすることができる（同告示。」３条２項）と規定され，上記平成元年３月２７日通商産業省告示第１３１号は平成１３年３月３１日限り廃止されている。②上記認定事実によると，本件処分当時の許容線量等を定める件２条の許容被ばく線量値（年間０．５レム）は，ＩＣＲＰの１９５８年（昭和３３年）採択の勧告を尊重し，昭和３５年９月３０日，科学技術庁告示第２１号をもって定められたものであるが，現在では許容線量等を定める件は廃止され，上記許容被ばく線量値は採用されていないことが認められる。そして，ＩＣＲＰが，上記１９９０年（平成２年）採択の勧告のとおり，公衆の個々の構成員に対する実効線量限度を，年間１ミリシーベルト（０．１レム，特殊の状況下では５年間にわたる平均が年当たり１ミリシーベルトを超えなければ，単一年ではもっと高い実効線量が許されることもあり得る）とする考え方を採。用し，また，我が国においても，線量限度等を定める告示が制定されて，同告示３条１項１号において，実効線量については，１年間（４月１日を始期とする１年間をいう）につき１ミリシーベルトと規定。されていることにかんがみると，許容線量等を定める件２条の許容被ばく線量値（年間０．５レム）は，現時点においては公衆の線量当量限度としての合理性は乏しいというべきである。


しかし，上記前提となる事実によると，本件安全審査においては，平常運転時に放出される放射性物質による一般公衆の被ばく線量が，許容線量等を定める件２条に規定する許容被ばく線量（年間０．５レム）以下であるのみならず，更に，それをできるだけ少なくするような安全設計が講じられることを基本方針としていることが認められる。そして，証拠（乙４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によれば，線量目標値指針（乙１２）所定の線量値（放射性希ガスからのガンマ線による全身被ばく線量及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被ばく線量の評価値の合計値については年間５ミリレム，放射性ヨウ素に起因する甲状腺被ばく線量の評価値については年間１５ミリレム）を基準として設定し，実際には，これを公衆の線量限度とした上，ＡＬＡＰの精神に従って，可能な限り被ばく線量を低下させるための対策が講じられているか否かを審査し，本件原子炉施設による公衆に対する被ばく線量は，線量目標値指針の目標値を下回り，全身被ばく線量の昀大合計値は年間約０．００５ミリシーベルト（０．０００５レム，０．５ミリレム）で，甲状腺昀大被ばく線量については年間約０．０１４ミリシーベルト（０．００１４レム，１．４ミリレム）であることを確認し，上記線量当量限度をはるかに下回るものである旨判断されていることが認められる。
そうすると，本件安全審査においては，許容線量等を定める件２条の許容被ばく線量値（年間０．５レム）よりも更に厳しい基準を設定して行われているので，ＩＣＲＰの上記１９９０年（平成２年）採択の勧告が定めている年間１ミリシーベルト（０．１レム）及び同様に我が国の線量限度等を定める告示が規定する公衆の線量当量限度（年間１ミリシーベルト）との対比においても十分低い値になっているものというべきであるから，控訴人らの上記主張は理由がない。したがって，現時点では許容線量等を定める件２条の許容被ばく線量値（年間０．５レム）の合理性が乏しく，また，ＩＣＲＰの勧告に定める線量限度の数値が改定され，しかも，我が国においても線量限度等を定める告示が新たに制定されているものの，本件安全審査が実際に基準とした公衆の線量当量限度はこれらが定める値よりはるかに厳しいものであるから，本件安全審査が違法となるものではないというべきである。
③もっとも，控訴人らは，ａＩＣＲＰの１９５８年（昭和３３年）採択の勧告が職業人に対する許容被ばく線量を年間５レムとした経緯は，人間が子供を持つ平均年齢を３０歳と想定し，集団にとって許容できる線量は３０年間で６ないし１０レムが上限であると考え，既に医療行為に伴って照射されている線量を４．５レム程度と推定し，もし，すべての人工放射線による線量の限度を６レムと定めるとすれば，既に医療行為によって照射された４．５レムを差し引くと残りは１．５レムとなってしまい，これでは原子力開発などで使うことのできる線量がはなはだしく狭苦しくなってしまい，受け入れ困難な国があるので，医療上の被ばくは別に考えるとしたこと，ｂこのことは放射線防護を使命とするＩＣＲＰの立場からすれば本末転倒なことであること，ｃ職業人に対する許容被ばく線量を年間５レム，公衆に対し年０．５レムとした生物学的な根拠はなく，ＩＣＲＰは上記勧告において「勧告されている昀大許容被ばく線量は，昀大の値であることが強調される」と申し訳していることから，ＩＣＲＰが上記勧告を契機に，以後興隆してきた原子力産業推進のための露払的立場を一層鮮明にしている旨主張する。
しかし，ＩＣＲＰが原子力産業推進のための露払的立場となっていることを具体的に裏付けるに足りる証拠はない。


のみならず，上記前提となる事実と証拠（甲１，１１８，１１９の①ないし④，１２０ないし１２２，１５２，１５４，１５６，１５７，１６１，１７８の①ないし⑥，１８１，２０４ないし２０７，乙１２，１３，２１，２２，４６の①ないし⑦，４７の①ないし⑤，４８，６２の①ないし⑤，６４の①ないし③，６５の①②，６７の①ないし④，６８の①ないし④，１１９ないし１２４，１２６，いずれも原審における証人Ｐ２及び同Ｐ５の各証言）及び弁論の全趣旨によると，ａＩＣＲＰは，中立かつ独立した国際機関であって，その委員は，国籍によってではなく，専門分野の適切な均衡を考え，放射線医学，放射線防護学，保健物理学，生物学，遺伝学，生物化学及び生物物理学などの放射線防護の分野における専門家をもって構成し，その姉妹委員会である国際放射線単位・測定委員会との密接な連携のもとに作業を行い，また，世界保健機関（ＷＨＯ）及び国際原子力機関（ＩＡＥＡ）と公的な関係を有し，国際連合放射線影響科学委員会（ＵＮＳＣＥＡＲ，国際連合環境プログラム，欧州協同体委員会，経済協力開発機）構原子力機関，国際標準化機構，国際電気標準会議，国際放射線防護学会等とも重要な関係を保っていること，ｂＩＣＲＰは，線量当量限度を勧告するに当たっては，しきい値がないものと仮定し，公衆の中に放射線感受性の強い胎児や子供を含めた上，昀新の科学的知見に照らして，社会的に容認できる線量限度を勧告していること，ｃＩＣＲＰの勧告する線量限度は「放射線被ばくを伴うどんな行為も，その，行為によって，被ばくする個人又は社会に対して，それが引き起こす放射線障害を相殺するのに十分な便益を生むものでなければ，採用すべきでない（行為の正当化）ことを前提にし，行為による便益とそ」れによる被ばくの影響とを比較して数値を定めるものであり，人体が許容し得る限界値を示したものではないこと，ｄＩＣＲＰの勧告は，自然放射線をその考慮外とした上，行為で生ずる被ばくにより，何の便益も得られない公衆に対する被ばくと，便益が得られる職業被ばく又は医療被ばくとは，異なる扱いをし，診断や治療などによる医療被ばくについては，通常個人に直接の便益をもたらすことを目的とするため，職業被ばく及び公衆被ばくによる線量限度とは扱いが相違するとして，医療被ばくには線量限度を適用すべきではないと勧告していることが認められるから，控訴人らの上記主張はその前提を欠いており理由がない。
また，控訴人らは，ＩＣＲＰにおいては，上記１９５４年（昭和２９年）採択の勧告では勧告値が昀大限であって「可能な昀低のレベ，ルに」被ばくを抑えるべきとしていたものを，１９５８年（昭和３３年）勧告では「実行可能な限り低く」とし，１９６５年（昭和４０年）採択の勧告では「容易に達成できる限り低く」と，更に１９７７年（昭和５２年）採択の勧告では「合理的に達成し得る限り低く」と，放射線防護の基本精神を押しのけ，経済的理由を全面に出して勧告値の切下げを引き伸ばして，放射線防護を使命とする勧告の基本精神を著しく後退させているから，ＩＣＲＰの勧告を守っていれば安全性は保たれるとの論理はもはや空論にすぎず，ＩＣＲＰの勧告は今や完全に破綻しているから，上記ＩＣＲＰの１９９０年（平成２年）採択の勧告による勧告値も，不必要に高すぎて危険であって，ＩＣＲＰが安全性の側に立って放射線防護のための勧告をしたとはいい難い旨主張する。
しかしながら，証拠（乙２１，６２の①ないし⑤）及び弁論の全趣旨によると，ＡＬＡＰの表現が控訴人らの主張のとおり変化しているものの，これは，表現をより具体的にしてより分かり易くし，その内容をより明確にしようとするものであると認めることができ，そして，上記のとおり，ＩＣＲＰの委員は，放射線防護の分野における専門家によって構成され，ＩＣＲＰは，昀新の科学的知見に照らして社会的に容認できる線量限度を勧告しているものであり，本件安全審査においても，上記②のとおり，ＡＬＡＰの精神に従って，可能な限り被ばく線量を低下させるための対策が講じられているか否かを審査していることが明らかである。そして，上記６(1)ウ(ア)及び(2)ア(ア)①の各認定事実に照らすと，ＩＣＲＰの上記１９９０年（平成２年）採択の勧告に係る実効線量限度をＡＬＡＰの精神とともに用いる限りにおいては，自然放射線の変動値以下であることからも，放射線被ばくによる危険を社会通念上容認できる水準以下に保つための基準として合理的なものと解するのが相当であるから，控訴人らの当該主張を採用することはできない。
④したがって，本件安全審査が基準とした公衆の線量当量限度は不当に高いものではないというべきである。
(イ)「線量目標値指針」の線量目標値に合理性があるか否か。①控訴人らは，線量目標値指針（乙１２）所定の線量値（放射性希ガスからのガンマ線による全身被ばく線量及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被ばく線量の評価値の合計値について年間５ミリレム，放射性ヨウ素に起因する甲状腺被ばく線量の評価値については年間１５ミリレム）についても，合理性のない危険なものである旨主張する。


しかし，上記(ア)①の認定事実によると，ＩＣＲＰの１９９０年（平成２年）採択の勧告が，公衆の個々の構成員に対する実効線量限度を，年間１ミリシーベルト（０．１レム）としている上，本件安全審査においては，ＡＬＡＰの精神に従って，可能な限り被ばく線量を低下させるための対策が講じられているか否かが審査されていることが認められるので，現在の科学水準に照らしても，本件安全審査において用いられた線量目標値が不合理なものではないというべきであるから，控訴人らの上記主張を採用することはできない。②また，控訴人らは，線量目標値指針によると，ａ原子力発電所周辺の公衆の被ばく線量は，全身につき年間５ミリレム，甲状腺に対する放射性ヨウ素に起因する被ばくが年間１５ミリレムと定められているが，この目標値が仮に達成されたとしても，原子力発電所周辺の公衆が３０年間全身に被ばくする量は，０．１５レムとなり，これは１９６２年（昭和３７年）に国際連合放射線影響科学委員会が報告した人類の突然変異の倍加線量である年間１５レムの１％に相当するので，周辺住民が遺伝的に障害を被る危険性が極めて高くなり，原子力発電所周辺の集団に遺伝質の劣化をもたらすものであること，ｂ白血病その他の癌についても，癌の倍加線量は約１０レム相当であるから，年間５ミリレムの被ばくは倍加線量の０．０５％に相当し，癌に罹患する確率が１年間に０．０５％ずつ，２０年間で１％，５０年間で２．５％増加する結果となり，更に甲状腺癌の倍加線量は，２０ラド（ほぼ２０レムに等しい）であるから，甲状腺への年間１５ミリレムの。被ばくは０．０７５％となり，１年ごとに甲状腺癌に罹患する確率が０．０７５％増加し，２０年間では１．５％，５０年間では実に３．７５％に増大すると予測されることから「線量目標値指針」による，目標値は，晩発性障害防止の観点からみても危険な数値であるので合理性がない旨主張する。
しかし，上記６(1)ウ(ア)及び(2)ア(ア)①の各認定事実並びに弁論の全趣旨によると，ＩＣＲＰにおいては，低線量における被ばく線量と人体への影響については解明されていないため，人体への影響が無視できる程度である年間の公衆への線量限度が示され，線量目標値が定められているとともに，安全を重視して比例関係が成り立つと仮定していることが認められるから，控訴人らの主張のように被ばく線量と遺伝的障害の発生が比例関係にあって，更に年毎にそれが累積されるという合理的な根拠はないというべきである。のみならず，証拠（乙６１の①ないし③，１２２，１２３）及び弁論の全趣旨によると，倍加線量については，低線量による被ばくによって人体の一部の遺伝子や細胞に影響が起きたとしても，修復される作用があること，本件原子炉施設においては，線量目標値指針が定める公衆の被ばく線量よりはるかに小さい数値の低線量であること，そして，１９６２年（昭和３７年）の国際連合放射線影響科学委員会が報告した人類の突然変異の倍加線量である年間１５ラドは，動物実験に基づくものであるが，１９８８年（昭和６３年）の同委員会報告書においては，原爆等の被ばくデータに基づく分析結果として人に対する遺伝的影響については，有意な差は認められないと報告されていることが認められるので，控訴人らの上記主張はその前提を欠いており失当である。(ウ)「線量目標値指針」及び「線量目標値評価指針」の基準並びに「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被曝線量評価について」の報告書に不合理な点がないか否か。
①控訴人らは，ａ裁判所においては，具体的審査基準につき，単に不合理な点があるか否かだけを審査すべきものではなく，安全性を審査するに足りる十分な合理性を有するか否かを審査すべきであること，ｂ本件安全審査に用いられた線量目標値指針（乙１２）及び線量目標値評価指針（乙１３）の基準並びに「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被曝線量評価について」の報告書（乙９１）は，限られた核種についてのみ評価することとしているものであり，また，いまだ確立されていない被ばく評価の方法であって，評価方法によって，平常運転時の被ばく評価に関する数値はいくらでも変わり得るものであるから，基準として甚だしく不十分であることから，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する。
しかし，上記１(4)及び６(1)のとおり，規制法に基づく審査基準の決定，審査基準への適合性の判断については，各専門分野の学識経験者等を擁する原子力委員会の科学的，専門技術的知見に基づく意見を尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断にゆだねられているところ，具体的にどのような審査方針を樹立し，どのような事項について審査を行うかについては，その専門技術的知見を総合して決すべき事項であり，しかも，具体的にどの程度の安全性のレベルをもって原子炉設置を相当とする基準とすべきかの点についても，多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的，専門技術的知見を踏まえた総合的な判断が必要であるから，本件安全審査の調査審議において用いられる具体的審査基準の策定は，内閣総理大臣及び原子力委員会の合理的な判断にゆだねられているものというべきである。そして，線量目標値指針及び線量目標値評価指針の基準並びに「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被曝線量評価について」の報告書の各内容を具体的に不合理とすべき特段の事情はないというべきであるから，控訴人らの上記主張は理由がない。
②もっとも，控訴人らは，線量目標値評価指針は，原子力委員会において本件申請の審査途中の昭和５１年９月２８日に定められ，これに合わせて東京電力の本件補正がなされたものであるところ，本件補正における本件申請書の本文及び添付資料の放射性廃棄物に関する推定発生量及び被ばく線量評価の一部の大幅な変更についての合理的な説明はないので，データの出所，正確性などに疑問があるのみならず，被ばく評価の方法もいまだ確立していないことを示唆するものであるから，線量目標値指針及び線量目標値評価指針の基準並びに「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被曝線量評価について」の報告書は，いずれも原子炉施設の安全性を審査する基準とはならない旨主張する。


しかし，控訴人らの上記主張内容はそれ自体一般的かつ抽象的であり，具体的な裏付けを欠くものであるのみならず，放射性廃棄物の推定発生量等に関する知見は，科学技術の発展とともに不断に進歩，発展し，新しい知見が発見されていることにかんがみると，上記推定発生量に関する数値に変動があるからといって，直ちに，恣意的な変更であるということはできない。むしろ，線量目標値指針等の設定，改正の経緯は上記(ア)のとおりであって，それぞれ科学的根拠を有するものである。そして，内閣総理大臣の本件申請に対する原子炉設置許可処分がなされるまでの間，東京電力が必要に応じて本件申請書記載内容の補正を行うことは適法というべきであって，線量目標値評価指針を踏まえ，放射性廃棄物の推定発生量及び被ばく線量評価の一部を見直すことは合理性があるから，控訴人らの当該主張は失当である。③そして，上記前提となる事実によると，本件安全審査においては，線量目標値指針及び線量目標値評価指針の基準並びに「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被曝線量評価について」の報告書を活用した上，本件原子炉施設が，その基本設計において，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を判断しているものであって，その調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点はないというべきである。
さらに，上記前提となる事実によると，線量目標値指針及び線量目標値評価指針については，それぞれ各平成元年３月２７日及び平成１３年３月２９日にそれぞれ一部改訂がなされていることが認められる。しかし，弁論の全趣旨によると，同改訂後の「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」では「発電用軽水炉施設の通，常運転時における環境への放射性物質の放出に伴う周辺公衆の受ける線量を低く保つための努力目標として，施設周辺の公衆の受ける線量についての目標値（以下「線量目標値」という）を実効線量で年間。５０マイクロシーベルトとする「ここで設定した線量目標値は，。」，周辺監視区域外の線量限度及び周辺監視区域外における放射性物質の濃度限度の規制値に代わるものではなく，いわゆる「aslowas   readilyachievable」の考え方に立って周辺公衆の受ける線量を低く保つための努力目標値であるこの線量目標値が達成できないことをもって，運転停止，出力制限等の措置を必要とするような安全上の支障があると解すべきものではない」としているので，上記一部改訂によって。上記認定判断が左右されるものではないというべきである。
(エ)小括
以上のとおり，上記前提となる事実により認められる本件原子炉施設の平常運転時における被ばく低減対策に関する本件安全審査の審査内容にかんがみると，上記調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点はないというべきである。
イ本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，平常運転時における放射性廃棄物について，本件原子炉敷地周辺の公衆に対する放射線障害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるか否か。
(ア)気体廃棄物の被ばく線量評価について
①間欠放出による気体廃棄物の過少評価の有無について控訴人らは，ａ本件原子炉の運転起動の際，短い時間に大量の排気を行うことが必要となるが，希ガスホールドアップ装置を使用できないので大量の放射性物質をそのまま周辺に放出することになること，ｂこの間欠放出の際の気体廃棄物について，本件安全審査においては，先行炉実績を参考にして，間欠放出１回当たりの放射性物質の放出量を１０００キュリー，年間放出回数５回（合計年間５０００キュリー）としているが，その根拠はあいまいであり，先行炉の１回の放出量１０００キュリーの実績自体あいまいであって，信頼することができないこと，ｃ本件原子炉と同型の福島第一原発３号機，浜岡原発１号機，敦賀原発の昭和５１年度の間欠放出回数は，それぞれ９，１０，７回であり，その後も事故による運転停止，再起動が相次いでいることに照らすと，その年間放出回数を５回とするのは合理性を欠いていることから，間欠放出による気体廃棄物が過少評価されている旨主張する。
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙３，４，１３，４５，９２の①ないし④）及び弁論の全趣旨によると，ａ本件原子炉施設における気体廃棄物の放出量は，線量目標値評価指針のとおり，海外等の原子力発電所の運転実績を参考にし，復水器内から連続的に抽出される空気中に含まれるものとして約２万８０００キュリー，真空ポンプの運転により間欠的に放出される空気中に含まれるものとして５０００キュリー，換気設備から連続的に放出される空気中に含まれるものとして約１万７０００キュリー等(合計年間約５万キュリー)と想定され，全希ガス漏洩率が毎秒１キュリーのときの真空ポンプ運転１回当たりの放出量を２５００キュリー，運転回数を５回として，年間放出量を１万２５００キュリーとし，これに全希ガス漏洩率である毎秒０．４キュリーを乗じて算出されたものであること（乙３，４，１３，ｂ）本件安全審査当時の昭和５０年度における福島第一原発における気体廃棄物の放出実績は，同原発１号機から３号機までの３基（合計電気出力約２０３万ｋＷ）の放出実績を合計しても１万６０００キュリーにすぎないこと（乙４５，ｃ平成３年度の本件原子炉も含めた我が）国における沸騰水型原子炉の気体廃棄物の放出実績は，ほとんど検出限界以下，又は極めて低い値となっていること（乙９２の①ないし④）が認められる。
そうすると，本件安全審査においては，被ばく線量の評価に際し，本件原子炉施設に係る気体廃棄物の推定発生量を，間欠放出による気体廃棄物（年間合計５０００キュリー）を含めて年間約５万キュリーと高めに想定し，本件原子炉施設から環境に放出される気体廃棄物の量につき，全体の年間の放出量に基づいて被ばく線量を評価して十分低い数値となることが確認されており，被ばく線量の評価は合理的なものであるというべきであるから，間欠放出の放出量及び放出回数に関する本件安全審査の上記判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるとは認めることができない。
したがって，控訴人らの上記主張は失当である。


②放射性ヨウ素の被ばく線量評価の合理性の有無について控訴人らは，本件安全審査において，平常運転時に本件原子炉施設から放出される放射性ヨウ素について，希ガスと違って人体や生物体などに付着し取り込まれ，濃縮されるから，公衆に対する被ばく線量は，付着，沈着に比して飛躍的に増大し，特に，ヨウ素１３１の場合，大気中の濃度に比べ，牧草では２００万倍以上となるにもかかわらず，その濃縮を考慮した被ばく線量評価が欠落している旨主張する。しかし，控訴人らの上記主張は，具体的根拠及び経路を示さないで放射性物質の濃縮を主張するものであるのみならず，ヨウ素１３１の場合には大気中の濃度と比べ牧草において２００万倍以上濃縮されるとする根拠も明らかではない。
しかも，上記前提となる事実と証拠（乙３，４，１３，１２４，原審における証人Ｐ５の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，平常運転時に本件原子炉施設から放出される放射性ヨウ素について，気体廃棄物及び液体廃棄物中の各ヨウ素が呼吸，葉菜，牛乳及び海産物を介して，成人，幼児及び乳児にそれぞれ摂取されるとした場合における甲状腺被ばく線量を評価しており，その際，空気中又は海水中のヨウ素濃度，空気中のヨウ素が葉菜あるいは牛乳に移行する割合，海産物の濃縮係数，呼吸等により人体に摂取されたヨウ素が甲状腺に移行する割合等も考慮した評価を行っていることが認められるから，本件安全審査における上記判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるとは認めることはできない。
したがって，控訴人らの上記主張は理由がない。
③粒子状放射性物質の被ばく線量評価の合理性の有無について控訴人らは，本件安全審査においては，ａ平常運転時に本件原子炉施設から放出される気体廃棄物中に含まれるコバルト６０，マンガン５４，ストロンチウム９０，セシウム１３７等の半減期の長い粒子状放射性物質についての被ばく線量評価が行われておらず，安全審査における被ばく線量評価は部分的なものにすぎないこと，ｂ微粒子状放射性廃棄物がフィルタによってこれらの物質が容易に除去されるというのは何ら根拠がないこと，ｃ動燃の東海再処理工場アスファルト固化処理施設において，平成９年３月１１日に発生した動燃事故により施設外にセシウム，プルトニウム，アメリシウム等の放射性物質が大量に漏洩したが，火災発生後わずか７分で「高性能フィルタ」が目詰まりして機能喪失になり，昀大想定事故の場合においてフィルタが健全であることを前提に安全審査をするのは非現実的で不合理であることから，本件安全審査は誤っている旨主張する。
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙４，１３，９１，１２５）及び弁論の全趣旨によれば，ａ本件原子炉施設から放出されるコバルト６０等の粒子状放射性物質はいずれも固体状の物質であり，気体状の物質にはならないため気体中に混入するものはごく微量であり，また，気体中に移行したものについても放射性廃棄物廃棄設備に設けられたフィルタによって容易に除去できるため，本件原子炉施設から環境に放出される気体廃棄物中に含まれる粒子状放射性物質の量は極めて微量であること，ｂ本件安全審査において，本件原子炉施設から放出される気体廃棄物中に含まれる粒子状放射性物質について具体的な線量評価を行わなかったのは，これらの放射性物質の食物中ないし人体内における濃縮を考慮してもなお，その被ばく線量は無視できる程度にすぎず，厳しい条件を設定した公衆の被ばく線量評価上は，特にこれを取り上げて具体的に計算，評価するまでもないと判断されたためであること，ｃ粒子状放射性物質の除去性能については，ＪＩＳにおいても放射性エーロゾル用高性能エアフィルタの捕集効率が９９．９７％以上と規定されているので（乙１２５，これを考慮して安全）審査がなされていることが認められ，このような安全審査は合理的であるというべきであるから，本件安全審査における上記判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるとは認めることができない。なお，動燃は，平成１０年１０月１日，核燃料サイクル開発機構となった（平成１０年法律第６２号附則２条。）
したがって，控訴人らの上記主張は失当である。
(イ)液体廃棄物の被ばく評価について
①液体廃棄物に関する被ばく評価と原子力発電所による環境汚染の有
無について
ａ控訴人らは，(ａ)本件安全審査においては，トリチュウムの年間放出量を１００キュリー，それ以外を１キュリーとし，放水口における濃度を用いて被ばく評価をし，その放射性物質に起因する全身被ばく線量が年間０．３ミリレムとなるとしているが，全希ガス漏洩率，すなわち炉心燃料被覆管の欠陥率については，破損事故が多発しており，本件安全審査における推定値が原発稼働期間中に維持されるとは到底考えられず，破損率の増加は直ちに冷却材中の放射性物質濃度の増加につながること，(ｂ)原子炉施設の汚染は進行しており，処理を要する液体状廃棄物は増加の一途をたどっており，環境汚染の大きな要因になっていること，(ｃ)除染係数についても，本件安全審査では設計上の数値をそのまま用いているが，機器設備に発生している故障例，事故からすると，その信頼性は極めて低いことから，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する。
しかし，控訴人らの上記主張は，本件原子炉施設の稼働後の将来の破損事故や故障例などを仮定した上で，本件安全審査の前提となっている数値を批判するにすぎないものであるから失当である。のみならず，上記６(1)のとおり，原子炉設置許可に際しての規制法２４条１項４号所定の要件適合性の安全審査は，原子炉施設の位置，構造及び設備（規制法２３条２項５号）について，その基本設計において，原子炉施設から排出する放射性物質を可及的に少なくし，これによる災害発生の可能性を社会通念上容認できる水準以下に保つような方策が講じられているかどうかについて行われるべきものであるから，控訴人らの当該主張はその前提を欠いているというべきである。
ｂまた，控訴人らは，本件安全審査に当たり，東京電力の本件申請を本件補正により核種組成を変更したが，この変更に当たって，魚介類，海藻類の生体濃縮係数については，格段の根拠もなく１０分の１低い値を採用するなど，その評価の手法は極めて恣意的であるので，本件安全審査においては，要求される結論としての公衆の被ばく線量がまず措定され，この線量にとどめるべく，放射線量が導かれている疑いがある旨主張する。
しかし，被ばく線量に関する知見は，科学技術の発展とともに不断に進歩，発展し，新しい知見が発見されていることにかんがみると，魚介類，海藻類の生体濃縮係数につき変動があるからといって，直ちに，恣意的な変更であるということはできないから，控訴人らの上記主張は理由がない。


ｃさらに，控訴人らは，本件安全審査の被ばく評価は，既存の原子力発電所周辺の汚染の実態と大きく齟齬し，明らかに過小であって，既存原子力発電所周辺の魚介類や海藻類などの汚染状況調査の結果は，液体状放射性物質の放出については過小な数値にとどまらないから，ＩＣＲＰの各勧告及び許容被曝線量を定める件２条の年間０．５レムの基準にも反する旨主張する。
しかしながら，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１２，１３，原審における証人Ｐ５の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，人体に対する主要な被ばく経路として，(ａ)気体として放出された放射性物質が空気中に拡散している間にこれから放出される放射線による外部被ばく，(ｂ)気体として放出された後，地表に沈着した放射性物質から放出される放射線による外部被ばく，(ｃ)気体として放出された放射性物質を吸入したり，これらが付着した農作物等を摂取することによる内部被ばく，(ｄ)液体として放出された放射性物質から放出される放射線によって遊泳中や漁業活動中に受ける外部被ばく，(ｅ)液体として放出された放射性物質を取り込んだ海産物を摂取することによる内部被ばくを検討し，これらのうち，放射性希ガスから放射されるガンマ線による外部全身被ばく，ヨウ素に起因する内部甲状腺被ばく，液体として放出された放射性物質に起因する内部全身被ばくを対象として公衆の被ばく線量評価を行っていること，このような審査の方法がとられたのは，上記放射性希ガスから放射されるガンマ線による外部全身被ばく，ヨウ素に起因する内部甲状腺被ばく，液体として放出された放射性物質に起因する内部全身被ばくが主要なものであり，このような主要な被ばく経路についての定量的な評価による線量値が十分低ければ，その他の影響が小さく，被ばく線量評価の対象としなかった経路の被ばく線量による寄与分を考慮してもなお，全体として十分低く抑えられるものとの判断に基づいて，被ばく低減対策に関する安全審査が行われたためであること，そして，本件安全審査の被ばく評価においては，許容被曝線量を定める件２条所定の線量当量限度はもとより，線量目標値指針に定められた線量目標値も下回るものと判断されたことが認められる。そこで，このような安全審査に不合理な点はないというべきであるから，本件安全審査における上記判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるとは認めることができない。
したがって，控訴人らの上記主張は採用することはできない。
②洗濯廃液の評価の合理性の有無について
控訴人らは，ａ１１０万ｋＷ級の原子力発電所である本件原子炉施設の洗濯廃液の発生量１日当たり１０ないし１５ｍは過小値で３あり，特に停止時や定期点検時に多くの排出があるので信用できないこと，ｂそれに含まれる放射性物質の量（０．５５キュリー毎年）には根拠がないこと，ｃ廃水に含まれる主な放射性物質は１１種あるが，ストロンチウムなどについては計測分析されていないことから，本件安全審査は，具体的に上記評価をした形跡はなく，また，線量目標値評価指針自体洗濯液量も定式的な基準ないし計算モデルがあるものではないとされているので，具体的な根拠を欠く不合理なものである旨主張する。
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙３，４，１３，９１，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，ａ本件原子炉の洗濯廃液の発生量については，先行炉である福島第一原発１号機の実績に基づき，１日当たり１５ｍと想定されたこと，ｂ同３発電所１号機の昭和４７年度から昭和４９年度までの実績では，１日当たり１０ｍ以下にすぎないこと，ｃ洗濯廃液中の放射性物質３の量は，先行炉の実績等から判断すると非常に少なく，１ｃｍ当３たり約０・０００１マイクロキュリーとされ，本件安全審査においては，これに洗濯廃液の年間の発生量を乗じて，洗濯廃液に起因する放射性物質の量を年間０．５５キュリーと想定されたこと，ｄ液体廃棄物は連続放出ではないため，実際には，被ばく線量評価上の主要核種であるコバルト６０，マンガン５４等の放射性物質の濃度を放出毎に測定することとしており，廃液中の放射性物質の放射能量を的確に把握して，液体廃棄物中の放射性物質の放出量を年間１キュリー以下（トリチウムは１００キュリー以下）の精度で管理していることが認められる。
したがって，控訴人らの上記主張はその前提を欠いているので失当であり，本件安全審査における上記判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるとは認めることはできない。
③機器ドレン廃液の環境流出に関する被ばく線量評価の合理性の有無
について
控訴人らは，本件安全審査において，原子炉施設の配管のバルブ，ポンプ等から漏れ出る機器ドレン廃液が１滴も環境に放出されないという前提で被ばく評価が行われているが，機器ドレン廃液の流出については，今日の機械工学の技術からも防止できないものであり，流出経路が原子炉建家・タービン室のみでなく，液体廃棄物貯蔵施設その他あらゆる配管・タンクが予想され，洗濯廃液のように冷却海水放出路には限らないから，今日の工業技術・管理を無視した本件安全審査は著しく不合理である旨主張する。
しかし，上記前提となる事実によると，本件原子炉施設の基本設計においては，機器ドレン廃液は，収集タンクに集められ，クラッド除去装置及び濾過装置を経て放射化生成物を含む固形分が取り除かれ，更に，イオン状の不純物を取り除くための脱塩装置を経て，復水貯蔵タンクに送られ，処理水は，原子炉の冷却材等として再使用されることになっていることが認められるから，機器ドレンが環境に放出されないという前提で被ばく評価が行われた本件安全審査に不合理な点はなく，その判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるとは認めることはできない。
したがって，控訴人らの上記主張は失当である。
④濃縮係数の合理性の有無について


控訴人らは，ａ液体廃棄物の被ばく線量評価は，汚染水が復水器冷却水に年間を通じて平均的に希釈されるという前提に立っているが，液体廃棄物の放出は間欠的であり，特に定期検査時に放出される液体廃棄物における放射性物質の濃度（汚染度）は通常よりも高く，その放出時期によっては生体への影響に差が生ずるにもかかわらず，年間を通して復水器冷却水に平均的に希釈されるとして被ばく線量評価を行っているのは不当であること，ｂ濃縮は，核種によりまた海産物の種類により大きく異なるが，放出される核種の挙動については今日もほとんど知られておらず，具体的データにも乏しいのみならず，放出核種は海水に平均して拡散されるものではなく，水あかに付着し比較的浅瀬の海底上に沈着するので，海底地形や海流，植生などの要素によってもその実態は大きく異なり，短期間の実験や調査で実態を把握するのは不可能であること，ｃ全身内部被ばく線量評価（人体に摂取された核種の各器官への移行による被ばく評価）は，１９５９年（昭和３４年）のＩＣＲＰの推測値によっているが，この推測値自体極めて古く，かつ原爆データの不完全な分析しかなく，また原子力発電所も存在しない時代のものであって信頼することができないことから，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する。
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１３，４９の①ないし④）及び弁論の全趣旨によれば，ａ本件安全審査においては，公衆の被ばく線量が十分低く抑えられるようになっているかどうかを判断するにつき，公衆の年間の累積被ばく線量を評価するために，一様の連続放出を仮定することは，専門技術的観点からも十分合理的であるとされていること，ｂ本件安全審査において使用された濃縮係数は，線量目標値評価指針（乙１３）に従い，Ｐ１５らの濃縮係数総合報告書から引用した値が用いられていること，ｃ同報告書は，過去の広い範囲から得られた多数の元素の測定値を総合してまとめあげたもので，我が国の研究者による成果も多数取り入れられていること，ｄ同報告書にとりまとめられた濃縮係数は，広い範囲から得られた多数の測定値からその平均レベルを求めたものであること，ｅ本件安全審査で使用された濃縮係数には，上記報告書のうち，放射性核種の濃縮係数をとらず，一般にそれよりも濃縮係数が高くなる安定元素の濃縮係数を採用し，また，海産物の摂取量については，日本人は欧米人に比べ海草類の摂取量が多いことを考慮した評価を行っていることが認められる。したがって，本件安全審査において用いられた濃縮係数が不合理であるということはできず，その判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるとは認めることはできないから，控訴人らの上記主張は失当である。
⑤放出放射性物質の濃度の合理性の有無について
控訴人らは，本件安全審査においては，液体廃棄物が一様に連続放出されると仮定して評価しているが，液体廃棄物の放出は間欠的であり，特に定期検査時に放出される液体廃棄物における放射性物質の濃度は通常よりも高くなり，季節により海水浴などによる被ばくも多くなるにもかかわらず，年間を通して復水器冷却水に平均的に希釈されるとして被ばく線量評価を行っているので，本件原子炉施設の周辺住民の安全側に配慮してなされた評価ではない旨主張する。しかし，上記６(2)ア(ア)のとおり，ＩＣＲＰにおいても，実効線量限度を年平均線量をもって勧告する等しているのであって，液体廃棄物の一様な連続放出を仮定した本件安全審査の判断が科学的に不合理であるとはいえず，また，本件原子炉において，液体廃棄物における放射線物質の濃度がこのような仮定を不当とする程高くなり得ると認められるような証拠もないから，液体廃棄物の一様な連続放出を仮定した本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
したがって，控訴人らの上記主張を採用することはできない。
⑥核種組成の合理性の有無について
控訴人らは，本件安全審査においては，バリウム１４０，ラタン１４０，ジルコニウム５１，ニオブ９５，セリウム１４１などの核種の被ばく線量評価を行っていないが，これらの核種の排出とこれによる敷地周辺の公衆の被ばくも無視することはできない上，これら核種の濃縮や挙動なども十分解明されていないので，これら核種の被ばく評価をしていないのは不当である旨主張する。
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙３，４，１３，９１）及び弁論の全趣旨によると，安全審査においては，被ばく線量評価は，各核種の量と濃縮係数に基づき行われるが，主要核種の被ばく線量評価の際に，主要核種以外の核種の被ばく線量評価を包含するような条件を設定して計算されるものであること，本件安全審査における液体廃棄物中の放射性物質の主要な核種組成については，運転保守の形態，処理水の運用による変動，想定した核種以外にも放出される核種を包含するよう配慮した上，先行炉の運転実績に基づき，主要な各核種の濃縮係数と被ばく線量への換算とを考慮して，全体として被ばく線量の計算結果が厳しい条件で行われるよう定められたものであること，本件安全審査においては，液体廃棄物に含まれる核種のうち量が昀も重く，かつ全身被ばくに支配的なものとして１１核種をとり上げて定量的な被ばく評価をすれば，本件原子炉施設の安全性を確認するのに十分であると判断され，液体廃棄物中に含まれる放射性物質による全身被ばく線量が年間約０．２ミリレムであると評価されたことが認められるから，上記主要１１核種以外の核種について定量的評価をしなかった本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
もっとも，控訴人らは，先行炉である敦賀原発の液体廃棄物核種別実績（１９７５年（昭和５０年）４月から１９７７年（昭和５２年）３月）では，半減期が長く濃縮係数も高いコバルト６０，マンガン５４の各構成比がそれぞれ平均４７，５０％であるが，本件安全審査ではそれぞれ３０，４０％として評価されているので，これは被ばく線量の評価結果が小さくなるように意図的に計算したものであることから，本件安全審査には合理性がない旨主張する。


しかし，上記前提となる事実と証拠（乙３，４，１３，９１，９３の①ないし③）及び弁論の全趣旨によると，敦賀原発の核種組成は，本件安全審査における核種組成と比較して，コバルト６０及びマンガン５４の割合は大きいが，反面，被ばく線量への寄与の大きい鉄５９等の他の核種の割合は小さいため，仮に，上記実績に基づいて本件原子炉施設の被ばく線量を評価した場合には，全体としては本件安全審査で確認した被ばく線量値よりも小さい数値となること，そこで本件安全審査においては，各核種の濃縮係数と線量への換算係数を考慮し，被ばく線量の計算結果が安全側になるように核種組成を定めたことが認められ，上記核種組成比につき意図的に計算したと認めるに足りる証拠もないから，液体廃棄物中の放射性物質の核種組成に関する本件安全審査が不合理であるということはできない。
したがって，控訴人らの上記主張は失当である。
⑦トリチウムの審査の有無について
控訴人らは，ａ本件安全審査において，トリチウムはすべて液体状で海水に希釈されて海に流されるものとし，海産物による濃縮はなく（係数１，したがって人体に対する影響はないとしているので，ト）リチウムの危険性を過小評価している上，トリチウムの挙動が複雑で，また研究途上で明確なデータもないため，十分な評価をしていないこと，ｂ本件安全審査では，トリチウム３Ｈの放出量について，先行炉の実績に基づいて年間１００キュリーとしているが，この先行炉は一切不明であり，当時の原子力委員会報告においては，先行炉としてサンオレノフ等の実績が報告されているものの，サンオレノフ炉は加圧型原子炉であり，本件原子炉より一般に放射性核種の排出の小さい原子炉であるにもかかわらず，その先行炉のトリチウム年間放出量は２４００から４５７０キュリーであって，本件申請に係る１００キュリーの平均３５倍であることから，本件安全審査には看過できない過誤，欠落がある旨主張する。
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１２６，１２７，原審における証人Ｐ５の証言）及び弁論の全趣旨によると，ａトリチウムは，放出される気体廃棄物の中に含まれる量と被ばく経路を考えると，気体中の被ばく線量は十分小さいので，気体として被ばく線量評価の対象とすることは相当ではないこと（乙１２６，ｂトリ）チウムについては，生物によって濃縮されないことは，国際的に広く知られていること（乙１２７，ｃ本件安全審査においては，沸騰水）型原子炉である本件原子炉施設におけるトリチウム放出量に関しては，先行炉である米国のオイスタークリーク等の沸騰水型原子炉の実績に照らすと，年間数十キュリーであることから，評価上トリチウムによる被ばく線量値が大きくなるよう，年間１００キュリーと評価していること，ｄ本件安全審査における公衆の被ばく線量評価においては，主要な被ばく経路についての定量的な評価による線量値が十分低ければ，その他の影響が小さく被ばく線量評価の対象とならない経路の被ばくによる寄与分を考慮してもなお，全体として十分低く抑えられるものと判断できることを踏まえて公衆の被ばく線量評価を行ったものであることが認められる。
そうすると，トリチウムの評価に関する本件安全審査の判断は合理的であって，その過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできず，トリチウムに関する審査が不十分であったとはいえないから，控訴人らの上記主張は失当である。
(ウ)ムラサキツユクサの研究結果と被ばく線量評価の合理性の有無につ
いて
控訴人らは，ａＰ３教授が，ムラサキツユクサを用いて昭和４５年から昭和５１年にかけて，ガンマー圃場におけるＫＵ７株とＫＵ９株について，ガンマ線を照射して突然変異数を調べ，線量と突然変異数は直線比例関係にあることを確認し，昀低線量は７２０ミリレントゲン（レム）であったと報告し，Ｐ１６の研究においても，２５０ミリレムまで直線比例関係が確認され，更に中性子線については１０ミリラドまで比例関係が確認されたとの報告がなされていること，ｂＰ３教授の実験結果は，湿度，降雨，日照，自動車の排気ガス等の突然変異の諸要因を十分に検討した極めて正確なものであるので，原子力発電所の平常運転時における環境放射線量は，１００ないし３００ミリレムに相当する突然変異率を示しており，線量，目標値の年間５ミリレムをはるかに超える放射線が環境に放出されている疑いがあることから，本件安全審査の際における平常運転時の被ばく線量評価は不合理である旨主張する。しかし，証拠（甲１６１，１６３，１６８，１７０ないし１７３，乙２１，２６，原審におけるＰ３の証言）及び弁論の全趣旨によると，ａムラサキツユクサの雄しべの毛は青色を呈しているが，特別な系統を用いれば突然変異が起こった場合ピンクに変わるので，これをとらえることができる可能性があること，ｂしかし，この雄しべの毛の細胞は，放射線のみならず，温度，降雨，日照，農薬，自動車排気ガス等の諸要因にも極めて敏感で，高い感受性を示すため，ムラサキツユクサを用いた野外での実験によって，その雄しべの毛の細胞における突然変異の発生に対する放射線の寄与を正確に把握することは，現実的にはほとんど不可能に近く，仮に，可能であるとしても，そのためには，実験の方法や実験結果の解析の方法等を極めて慎重かつ緻密に行わなければならないこと，ｃＰ３教授は，ムラサキツユクサを用いた野外での実験において，突然変異率の上昇の原因を原子炉施設から放射されるヨウ素であると推論するものの，その推論を裏付けるための空気中の放射能濃度の測定やムラサキツユクサ中の放射能測定を行って突然変異率との関係を分析するということは行われておらず，ヨウ素の定量的評価はできていないことが認められるから，Ｐ３教授の実験結果をもって，直ちに本件安全審査における被ばく評価に誤りがあると断定することはできない。したがって，控訴人らの上記主張を採用することはできない。
(エ)放射線管理設備の審査の有無について


控訴人らは，ａ本件原子炉施設における放射線管理施設は何ら機能していないし，同施設に対する本件安全審査も不十分であること，ｂ本件申請書及びその添付書類には，(ａ)外部放射線量の監視のため，モニタリングポイント１８か所（３か月毎に読み取り，モニタリングポスト）９か所，モニタリングステーション３か所を設置すること，(ｂ)周辺環境試料の放射線監視のため，陸水，海水，海底土，土壌，農畜産物，海洋生物について年２回分析を行うこと，(ｃ)異常放出があった場合に，モニタリングカーにより本件原子炉敷地周辺の放射線測定を行うこと等の記載があるが，各周辺放射線監視設備の数及び設置場所，構造及び性能についての記載はなく，また，放射能が異常放出された場合に使用されるというモニタリングカーについての性能や積載機器の性能も明らかにされていないことから，放射線管理システム機能の欠如を看過した本件安全審査の判断の過程には看過し難い過誤，欠落がある旨主張する。しかし，上記１(2)のとおり，モニターの詳細な数及び設置場所，構造及び性能は詳細設計に関する事項であるというべきであって，基本設計の安全性にかかわる事項ではないから，安全審査の対象外である。そして，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１２６，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，ａ本件安全審査においては，本件原子炉施設の平常運転時における被ばく低減対策に関し，第１に，本件原子炉施設は，その平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の量を抑制できる対策がとられていること，第２に，本件原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質からの放射線による公衆の被ばく線量が適切に評価され，かつ，その評価値は許容被ばく線量である年間０．５レムを下回ることはもちろんのこと，線量目標値指針が定める線量目標値を下回ることとなっていることがいずれも確認された上，原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の量，環境中における線量率等をそれぞれ的確に監視することのできる放射線管理設備が設けられているかどうかが確認されたこと，ｂ本件原子炉施設については，(ａ)気体廃棄物に関しては，活性炭式希ガスホールドアップ装置の前後にそれぞれ放射線量を連続的に監視する放射線モニターが設けられること，及び排気筒から環境への放出量を連続的に監視するために排気筒に放射線モニターが設けられること，(ｂ)液体廃棄物に関しては，環境に放出する前に放射性物質の濃度が十分低いことを確認するため，いったんサンプルタンクに貯留し，放射性物質の濃度をサンプリングして測定する設備が設けられること，及び復水器の冷却水放水路につながる排水管に放射性物質の放出量を連続的に監視する放射線モニターが設けられること等がそれぞれ確認されたこと，(ｃ)環境中の線量率等の監視については，本件原子炉施設の周辺にモニタリングポスト等の線量率等を測定する設備が設けられること等が確認された結果，本件原子炉施設には，その平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の放出量，環境中における線量率等をそれぞれ的確に監視することのできる放射線管理設備が設けられると判断されたこと，(ｄ)放射性希ガスによる実効線量当量については，主要核種であるガンマ線を評価すれば足りるものであって，本件原子炉施設の平常運転時における被ばく低減対策として，すべての放射性物質による放射線を完全に監視することのできる放射線管理設備が設けられる必要まではないものと考えられること，(ｅ)本件安全審査においては，本件原子炉施設に気体廃棄物を監視する放射線モニター，液体廃棄物を監視する放射線モニター等が設置され，本件原子炉施設の周辺には，環境中の線量率等を監視するためのモニタリングポスト９基等が設置されていることが確認され，これによって主要な放射線を監視することが可能であると考えられることが認められる。
したがって，放射線管理設備に関する本件安全審査の判断には不合理な点はなく，その過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできないから，控訴人らの上記主張は失当である。
(オ)小括
以上のとおり，上記前提となる事実にかんがみると，本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，平常運転時における放射性廃棄物について，本件原子炉敷地周辺の公衆に対する放射線障害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程には看過し難い過誤，欠落があるとは認められない。(3)本件原子炉施設の事故防止対策に係る本件安全審査の調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点はあるか否か。また，本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，事故防止対策に係る安全性を確保し得るもの，すなわち，事故防止対策との関連において，原子炉等による災害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるか否か。
ア審査基準に不合理な点があるか否か。
(ア)事故防止対策に係る審査基準について
①上記前提となる事実によると，本件原子炉施設の事故防止対策に係る本件安全審査の調査審議においては，原子力委員会が指示したａＥＣＣＳ安全評価指針（乙１１，ｂ安全設計審査指針（乙１４）の各）指針が用いられ，また，安全審査会が作成したａ「沸騰水型原子炉に用いる８行８列型の燃料集合体について（乙７８，ｂ「沸騰水型」）原子炉の炉心熱設計手法及び熱的運転制限値決定手法について，ｃ」「沸騰水型原子炉の炉心熱設計手法及び熱的運転制限値決定手法の適用について，ｄ「発電用軽水型原子炉の反応度事故に対する評価方」法について（甲３７，乙１３０，ｅ「取替炉心検討会報告書」の」）各報告書が活用されたことが認められる。


②ところで，上記前提となる事実と証拠（甲３１ないし３３，３８，４５，乙９４，９５，１２９，１３１，１３６，１４０，１４１）及び弁論の全趣旨によると，本件処分後において，原子炉施設の事故防止対策に関係するものとして，(ａ)新安全設計審査指針（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定。一部改訂平成１３年３月２９日同委員会，(ｂ)安全評価審査指針（昭和５３年９月２９日原子力委員会）策定（甲３３，一部改訂平成元年３月２７日原子力安全委員会，平）成２年８月３０日同委員会決定（乙９４。一部改訂平成１３年３月）２９日同委員会，(ｃ)重要度分類指針（平成２年８月３０日原子力）安全委員会決定，(ｄ)ＥＣＣＳ性能評価指針（昭和５６年７月２０）日原子力安全委員会決定。一部改訂昭和６３年５月１９日・平成２年８月３０日・平成４年６月１１日同委員会（乙１４１，(ｅ)反応））度投入事象評価指針（昭和５９年１月１９日原子力安全委員会決定（甲３８。一部改訂平成２年８月３０日同委員会（乙１３１，）））(ｆ)「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて（平成４年５月２８日原」子力安全委員会決定。一部改正平成９年１０月２０日（乙１３６，））(ｇ)「燃料被覆管は機械的に破損しないこと」の解釈の明確化につ「いて（昭和６０年７月１８日原子力安全委員会了承（甲４５。一」）部改訂平成２年８月３０日同委員会（乙１２９，(ｈ)「我が国の））「安全確保対策に反映させるべき事項」について（審査，設計及び運転管理に関する事項《基準関係の反映事項は除く（昭和５５年６月》）」２３日原子力安全委員会決定（甲３１，(ｉ)「我が国の安全確保））「対策に反映させるべき事項」について（昭和５６年７月２３日原子」力安全委員会決定（甲３２，(ｊ)「原子力発電所等周辺の防災対））策について（昭和５５年６月原子力安全委員会作成。一部改訂平成」元年３月（乙９５・平成４年６月・平成１０年１１月・平成１１年）９月・平成１２年５月・平成１３年３月・同年６月・平成１４年４月・同年１１月・平成１５年７月同委員会。ただし，平成１２年５月に表題を「原子力施設等の防災対策について」に改めた，(ｋ)「沸。）騰水型原子炉に用いられる９行９列型の燃料集合体について（平成」６年３月３日原子力安全委員会了承（乙１４０）などが定められて）いること，しかし，これらは，いずれもそれまでの原子炉施設の知見の蓄積を踏まえて，それらを整理，成文化されたものであり，本件安全審査の基礎とされた本件処分当時の知見にその後の新しい科学技術上の知見等からみて誤りであったものとして，全く新たな指針等を策定したものではないことが認められる。
(イ)ＥＣＣＳ安全評価指針の合理性について


控訴人らは，ＥＣＣＳ安全評価指針（乙１１）においては，冷却材喪失事故時にＥＣＣＳ（非常用炉心冷却装置）が炉心の冷却可能な形状を維持しつつこれを冷却し，もって放射性物質の環境への放出を十分抑制することができるかを評価するに際しての具体的な判断基準として，「(1)燃料被覆管温度の計算値の昀高値は，１２００℃以下でなければならない（以下「基準(1)」という。(2)燃料被覆管の全酸化量の計。）算値は，酸化前の燃料被覆管の厚さの１５％以下でなければならない（以下「基準(2)」という。(3)炉心で，燃料被覆管が水と反応して。）発生する水素の量は，格納容器の健全性を確保するために十分低くなければならない（以下「基準(3)」という。(4)炉心形状の変化をも考。）慮して，長半減期核種の崩壊熱の除去が長期間にわたって行われることが可能でなければならない（以下「基準(4)」という」の４項目が。）。示されているが，これらについては，(ａ)冷却材喪失事故時に燃料被覆管に作用する応力の大きさに係る基準がないこと，(ｂ)燃料被覆管の脆化に係る基準がないこと，(ｃ)水素の発生量に係る基準が抽象的であることなどから，燃料被覆管破損防止の基準としては不十分である旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の五４(一)）。しかし，証拠（乙１ないし４，１１，１４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によれば，(ａ)安全設計審査指針（乙１４）は「指針４０.非常用炉心冷却系１．非常用炉心冷却系は，想定される配管破断による冷却材喪失事故に対して，燃料及び燃料被覆の重大な損傷を防止でき，かつ，燃料被覆の金属と水との反応を十分小さな量に制限できる設計であること」と定めていること，そして，(ｂ)まず，冷。却材喪失事故時に燃料被覆管に作用する応力であるＥＣＣＳによる冷却材注入時に発生する熱応力等については，燃料被覆管の昀高温度及び酸化量がそれぞれ基準(1)及び(2)において定める１２００℃及び燃料被覆管の厚さの１５％を下回っていれば，燃料被覆管の脆化は十分に抑えられるので，燃料被覆管は，この応力に対しても十分に冷却可能な形状として維持されることが，実験により確認されていること（乙１１の９５０頁，次に，(ｃ)冷却材喪失事故時に燃料被覆管に作用する応力であ）る燃料被覆管の内外圧力差によって発生する応力については，この応力によって生ずる燃料被覆管の膨れ及び破裂による変形を考慮して基準(1)及び(2)への適合性を評価すれば足りると解されること，また，(ｄ)燃料被覆管の脆化については，その脆化の程度は酸化量に依存し，その酸化量は過度の温度上昇により急激に増加するので，酸化量及び温度が上記各制限値を下回れば，燃料被覆管の脆化は十分に抑えられるから，酸化量及び温度に係る基準は，脆化に対する基準と評価できるとされているので，別途燃料被覆管の脆化に係る基準を設ける必要はないこと，(ｅ)格納容器内の水素の濃度（水素は，一般に，その濃度が４vol％以上で，かつ，酸素の濃度が５vol％以上の状態で燃焼を生じる可能性があるので，格納容器の健全性の確保の観点からは，格納容器内の水素濃度を４vol％未満に抑えるか，又は酸素濃度を５vol％未満に抑える必要がある（乙３の８－１０９頁）は，燃料被覆管の水とジルコニウム。）反応によって発生する水素の量以外にも，格納容器の大きさ，可燃性ガス濃度制御系の性能等ＥＣＣＳ以外の設備設計等に依存するものであるから，水素の濃度を抑えるためには，水素の発生量を主たる基準として設ける合理性はなく，基準(3)で十分であることが認められる。そうすると，ＥＣＣＳ安全評価指針は，燃料被覆管破損防止の基準としても合理性があるというべきであるから，控訴人らの上記主張は失当である。
(ウ)小括
以上のとおり，上記前提となる事実により認められる本件原子炉施設の事故防止対策に関する本件安全審査の審査内容にかんがみると，上記調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点はないというべきである。
イ本件原子炉が具体的審査基準に適合し，その基本設計において，事故防止対策に係る安全性を確保し得るもの，すなわち，事故防止対策との関連において，原子炉等による災害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるか否か。
(ア)炉心燃料部の健全性の有無について
①炉心燃料部材の適格性について
ａ控訴人らは，核燃料や燃料被覆管をとり巻く環境条件が，一般工業材料に比して量的にも質的にも厳しいところ，(ａ)炉心燃料部材であるジルカロイ－２，ジルカロイ－４，ステンレス鋼，インコネル－Ｘ等は不適格な材料であること，(ｂ)燃料被覆材として用いられているジルカロイ－２は，放射線照射による機械的，化学的変化や，高温，高圧に対する機械的性質の変化，冷却材等による化学反応の変化などの点で必ずしも優れた特性を有しているものではなく，しかも，他の工業分野での使用実績もないので，いまだ試用段階，実験段階にあるので，炉心材料として不適格であることから，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の二２(一)(二)。）


しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，(ａ)本件原子炉施設において使用される核燃料の濃縮度は平均で約２．２％の低濃縮のものであること（乙１の６，７頁，乙２の８ー１－２頁，８－３－７７頁，乙４の９頁，(ｂ)本件原子）炉は，軽水型原子炉（ＢＷＲ）であって，核分裂反応の割合が増大して燃料及び冷却水の各温度が上昇すれば，それに伴って核分裂反応が抑制されるという性質があるから，燃料の健全性に影響を及ぼす出力の振動は生じないこと，(ｃ)燃料ペレットとの熱膨張差による燃料被覆管の機械的損傷防止策として，平常運転時における燃料の単位長さ当たりの発熱量（線出力密度）が，燃料被覆管が損傷を起こすおそれの生じる８３ｋＷ／ｍを十分に下回る４４ｋＷ／ｍ以下に抑えられていること（乙３の８－１７２ないし１７５頁，乙４の２８，２９頁，(ｄ)燃料被覆管の焼損防止については，定格出）力（電気出力約１１０万ｋＷ）で運転中における昀小限界出力比が，燃料被覆管を焼損させないための限界値１．０７を十分に上回る１．１９以上に設計されていること（乙３の８－１７２ないし１７５頁，乙４の２８，２９頁，(ｅ)内圧や外圧等による燃料被覆管の機械）的損傷防止については，使用される燃料被覆管が十分な強度をもって設計されていること（乙２の８－３－４ないし１４頁，乙３の８－６ないし８頁，８－５９ないし６０頁，乙４の２９頁，(ｆ)燃）料被覆管材料としてのジルカロイ－２については，燃料被覆管破損の確率が非常に低く，耐食性に優れた金属であって，その使用実績により十分に安全であることが確認されたこと（乙１の７頁，乙２の８－３－４頁，乙３の８－１４６ないし１４９頁，乙３１の３０頁）から，本件原子炉施設で使用される燃料被覆管は，その基本設計において，熱的，機械的，化学的影響によってその健全性が損なわれることがない，余裕のあるものであると判断されていることが認められる。
ｂそして，証拠（乙１ないし４，１６，１９，３０の①②，３１，３２，７８，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，(ａ)現在では軽水炉（ＢＷＲ，ＰＷＲ）の燃料は，ジルカロイ（Ｚｒ合金）で被覆された低濃縮の二酸化ウラン（ＵＯ）であ２ることが基本となっているが，このジルカロイについては，１９５０年代後半に商業用軽水炉が出現して以来，中性子の吸収が少ないこと，強度や延性が大きいこと，中性子照射による性能劣化が小さいこと，冷却材に対する耐食性に優れていることなどが総合的に判断された結果，燃料被覆管の材料として昀適のものとされて一貫して使用され，加速的に増える使用実績によって今や，他に代え難い材料となっていること，(ｂ)沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に使用されたジルカロイ－２被覆管燃料棒は，１９７４年（昭和４９年）９月までに８１万本使用されているが，被覆管に損傷を生じた燃料棒は，０．７６％程度であり，その間にも各種材料について種々の開発，研究が行われ，１９７３年（昭和４８年）に改良型７行７列配列の燃料集合体，１９７４年（昭和４９年）に本件原子炉と同様の８行８列配列の燃料集合体が採用されて以降，損傷率は非常に少なくなっており，また，実用８行８列配列の燃料集合体は，本件申請当時には既に米国，スペイン及びスウェーデンで使用されていたこと，(ｃ)ジルカロイ－２，ジルカロイ－４，ステンレス鋼，インコネル－Ｘなどの炉心燃料部材も，過去の経験から沸騰水型原子炉の条件に十分適合でき，原子炉の運転中にその設計目的を十分満足できる旨報告されていたことが認められる。
ｃしたがって，炉心燃料部材の適格性に関する本件安全審査の判断に不合理な点はなく，控訴人らの上記主張はその前提を欠いており理由がない。
②平常運転時の炉心燃料部の健全性について
ａ控訴人らは，本件申請に係る燃料ペレットについて，焼結温度１４５０℃から１７００℃において製造されるため，運転中の燃料ペレットの中心温度が焼結温度以上の高温になると，焼結が一層進み，燃料ペレットの密度が高くなって体積が縮むという焼きしまり現象が生じることが予想され，その結果，燃料ペレットと燃料被覆管，燃料ペレットと燃料ペレットとの熱伝達を低下させ，燃料ペレットに発生した熱が冷却材に伝わることを妨げ，燃料ペレットの中心温度を上昇させて燃料溶融の危険性が生ずる旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の二３(一)(1)ア。）しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，３０の①②，３１，３２，７８）及び弁論の全趣旨によると，(ａ)燃料ペレットの内部は，高温度となり，また急な温度勾配があるところ，１９７０年（昭和４５年）の初め，加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の一部で，燃料棒の部分がつぶれているものが発見されたが，これは，照射下で生じる燃料ペレットの密度の上昇現象である焼きしまり現象と分かったこと，(ｂ)その後，焼きしまり現象に対する研究が進められ，加圧水型原子炉の燃料の場合，燃料ペレットの密度，焼結温度を上昇させるなどの防止策を講じたこと，(ｃ)燃焼ペレットの焼きしまり現象に対する安定性の研究の結果，初期密度が高く，結晶粒が大きく，ボイドも小数の大きいものとすれば焼きしまりにくいことが見い出され，焼結温度を高めるなどの製造上の配慮がなされていること，(ｄ)本件原子炉のような沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の燃料の場合は，もともと焼きしまり現象を生じ難い燃料ペレットが使用されているなどの理由から，燃料棒のつぶれにまでは至っていないこと，(ｅ)本件原子炉においても，燃料ペレットの密度を約９５％の高密度に焼結するとともに，照射中の焼きしまりを小さくするよう製造方法を配慮していることが認められる。


したがって，控訴人らの上記主張は採用することができない。ｂ次に，控訴人らは，(ａ)燃料ペレットについては，１０００℃を超える急激な温度勾配があるので，砂時計状に変形するなどし，燃料被覆管が竹筒状に変形して破損するおそれがあること，(ｂ)核分裂による気体状及び固体状の核分裂生成物が燃料ペレット内に蓄積し，燃料ペレットの体積が増大するという照射スエリング現象によって，燃料被覆管が影響を受け，破損するおそれがあることから，炉心燃料部の健全性が欠如している旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の二３(一)(1)イウ。）
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，３０の①②，３１，３２，７８，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，(ａ)平常運転時における燃料の単位長さ当たりの発熱量（線出力密度）については，上記①認定のとおり，燃料被覆管が損傷を起こすおそれの生じる約８３ｋＷ／ｍを十分に下回る約４４ｋＷ／ｍ以下に抑えられ，本件原子炉施設には，燃料ペレットとの熱膨張差による燃料被覆管の機械的損傷防止策が施されていること，(ｂ)本件原子炉においては，燃料ペレットの変形のおそれを前提にした上，燃料ペレットの変形に基づく燃料被覆管の局所的な歪みによる損傷を減少させる対策として，短尺チャンファ付ペレットを使用し，強度及び延性の点で優れたジルカロイ－２を燃料被覆管材としていること，(ｃ)燃料ペレットと燃料被覆管との間に０．２３㎜の間隔が設けられているので，熱膨張と照射スエリングによって燃料被覆管に過大な歪みが生じないように配慮され，燃料ペレットの），膨張等に備えていること（乙２の８－３－７頁，乙３の８－７頁(ｄ)更に燃料被覆管の歪みの限界を，燃料ペレットと燃料被覆管の間隔と照射された試料についての試験結果から安全と判断された１％としていることが認められる。
そうすると，控訴人らの上記主張は理由がないというべきである。ｃまた，控訴人らは，燃料被覆管について，中性子等の照射によって，耐力，張力等の強度が増加する反面，延性が著しく減少するため，燃料被覆管の脆性破壊（塑性変形を伴わない破壊）の原因となる旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の二３(一)(2)ア。）
しかし，燃料被覆管については，上記①のとおり，燃料被覆管の部材として昀適とされ，安全面においても実績のあるジルカロイ－２が使用されているから，控訴人らの上記主張はその前提を欠いており失当である。
ｄそして，控訴人らは，燃料の燃焼の進行とともに冷却材圧力を受け，徐々に燃料被覆管の外径が減少するクリープ現象によって，燃料被覆管が細く変形し，ついには延性破壊（塑性変形後の破壊）の原因となる旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の二３(一)(2)イ。）
しかし，証拠（乙１ないし４，３０の①②，３１，３２，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，(ａ)沸騰水型原子炉における燃料被覆管は，クリープ現象を考慮しても，外圧によって挫屈を起こすことがないよう燃料被覆管の肉厚対半径比を十分大きくするとともに，製造時に燃料被覆管の偏平率を小さく抑えており，過去の実績でもクリープ圧潰を起こしたことがないこと，(ｂ)本件申請に係る８行８列配列の燃料の場合，従来の７行７列配列の燃料より肉厚対半径比を大きくし，クリープ圧潰に対する余裕が大きくなっていること（乙２の８－３－１４頁，乙３の８－８頁）が認められる。
したがって，控訴人らの上記主張は理由がなく失当である。ｅ加えて，控訴人らは，長尺の細い管である燃料被覆管の一部に楕円状のものが混じることは避けられず，こうした楕円状の燃料被覆管は，管内外の圧力差等の力学的作用によって楕円度を進行させ，ひいては燃料棒の座屈損傷の原因となる旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の二３(一)(2)ウ。）
しかし，ジルカロイ－２は，上記①のとおり，これまで燃料被覆管の材料として昀適のものとされて一貫して使用され，加速的に増える使用実績によって，今や他に代え難い材料となっていることに照らすと，控訴人らの上記主張は採用することができない。ｆまた，控訴人らは，燃料被覆管が，冷却材や核分裂生成物等によって腐食し，その進行，拡大によって，腐食疲労，応力腐食割れ等の現象を引き起こし，燃料被覆管を破断させる原因となる旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の二３(一)(2)エ。）しかし，上記①のとおり，燃料被覆管については，その部材として耐食性に優れ，安全面においても実績のあるジルカロイ－２が使用され，しかも，各種材料について種々の開発，研究が行われた結果，ジルカロイ－２被覆管燃料棒の損傷率は非常に少なくなっているので，控訴人らの上記主張はその前提を欠いており失当である。もっとも，控訴人らは，(ａ)安全評価審査指針（甲３３，乙９４）において，運転時の異常な過渡変化の判断基準につき「燃料被覆管は機械的に破損しないこと（同指針４．１．１の(2)）と規」定されていること，(ｂ)本件原子炉施設において使用される燃料被覆管の材料であるジルカロイ－２には，核分裂生成物であるヨウ素によって応力腐食割れが発生するので，ジルカロイ－２の機械的な破損は一定の割合で避けられないこと，(ｃ)「燃料被覆管は機械「的に破損しないこと」の解釈の明確化について（昭和６０年７月」１８日原子力安全委員会了承（甲４５）においても，上記(ａ)の）指針４．１．１の(2)の意味を「燃料被覆管に対する機械的な負荷によって貫通性損傷が系統的には生じないこと」と定め，その基準を狭めて解釈していることに照らすと，本件安全審査においては，ジルカロイ－２の耐食性，安全性については確認されていないから，燃料被覆管が冷却材や核分裂生成物によって腐食し，その，進行・拡大によって腐食疲労，応力腐食割れなどの現象が起こる性質を看過している旨主張する。


しかしながら，証拠（甲３３，４５，乙９４，１２９）及び弁論の全趣旨によると「燃料被覆管は機械的に破損しないこと」の，「解釈の明確化について（昭和６０年７月１８日原子力安全委員会」了承（甲４５）においても，ジルコニウム合金の応力腐食割れ現）象については「これまでに行われた出力急昇試験データをもとに，検討した結果，現行の炉型及び燃料については運転時の異常な過渡変化時にこの現象により燃料の系統的損傷が生ずる可能性は十分小さいと考えられることから，評価指針において燃料の損傷の判断基準を現状では変更する必要はないと判断する」と明記され，その。後の「燃料被覆管は機械的に破損しないこと」の解釈の明確化に「ついて（一部改訂平成２年８月３０日原子力安全委員会（乙１２」９）においても同内容が維持されていることが認められるから，）応力腐食割れに関して安全評価審査指針の解釈が狭められたことはないというべきである。
しかも，上記「燃料被覆管は機械的に破損しないこと」の解釈「の明確化について（甲４５，乙１２９）においては「燃料被覆」，管は機械的に破損しないこと」の具体的な判断基準として，燃料被覆管の円周方向の平均塑性歪は１％以下であることについて，その１％の塑性歪を与える指標として熱的指標である燃料被覆管の表面の単位面積から単位時間当たりに原子炉冷却材に伝わる熱の量から換算して求めた線出力密度を用いる方法がとられていることにつき妥当であると判断していることが明らかである。そして，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，運転時の異常な過渡変化の解析について熱的指標から求めた同様の判断基準を用いて換算して求めた線出力密度を検討し，その基準を満たしていることが確認されていること（乙４の２８，２９頁）が認められるから，この点に関する本件安全審査は合理性があり，控訴人らの上記主張は失当である。
ｇさらに，控訴人らは，(ａ)燃料棒とスペーサが接触し，擦れあって生ずるフレッティング腐食によって燃料被覆管が損傷するおそれがあること，(ｂ)燃料棒の膨張がスペーサにより拘束されることによって燃料被覆管が屈曲したりするおそれがあること，(ｃ)炉心燃料部における圧力損失や不安定圧力により燃料棒が過熱して破損するおそれのあることを主張し，炉心燃料部の健全性が欠如している旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の二３(一)(2)オ。）
しかし，証拠（乙１ないし４，７８，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，(ａ)沸騰水型原子炉に用いられているスペーサは，過度なフレッティング腐食を起こさないことが実験及び照射実験で確認されていること，(ｂ)本件原子炉の燃料棒は，上部タイプレート，下部タイプレート及びスペーサにより，水平方向の変位が抑えられているが，熱膨張若しくは照射成長による軸方向の伸びは，上部タイプレートを通して自由に逃げられるようになっているところ，スペーサを支持するウォータロッドについては，他の燃料棒と同じ材料を用い，軸方向の伸びは他の燃料棒と同じく上部タイプレートを通じて自由に逃げられるようになっており，更にスペーサについては，上記軸方向の伸びを拘束し，曲がりを発生させることのないようにその接触圧を考慮していること（乙２の８－３－１３，１４頁，乙３の８－８頁，(ｃ)燃料棒については，）上記①のとおり，燃料被覆管の部材として昀適とされ，かつ安全面においても実績があって他に代え難い材料であるジルカロイ－２が使用され，また，本件原子炉と同様の８行８列配列の燃料集合体が採用されて以降，各種材料について種々の開発，研究が行われ，その損傷率は非常に少なくなっていること等が認められる。したがって，控訴人らの上記主張は理由がなく失当である。③多発する燃料棒に関する異常事象と対策の遅れの有無についてａ敦賀原発及び福島第一原発等において発生した燃料棒及び燃料集合
体に関する異常事象について
(ａ)控訴人らは，我が国の敦賀原発及び福島第一原発等や諸外国の原発において，燃料棒及び燃料集合体について，これまで多くのピンホール（目に見えないほど微少な孔）やひび割れ事象，つぶれ事象，曲がり事象並びに破損事象が発生しているが，これらの異常事象の大部分はいまだにその原因がはっきりしないので，適切な対策はほとんど講じられていないから，本件安全審査においても，本件原子炉の炉心燃料部の健全性が確認されていない旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の二３(二)。）しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，３０の①②，３１，３２，７８）及び弁論の全趣旨によると，控訴人らの主張に係る敦賀原発及び福島第一原発において発生した燃料被覆管のピンホール及びひび割れは，燃料ペレットと燃料被覆管との，相互作用（ＰＣＭＩ）によるものであることが判明していることそして，本件安全審査当時も，ピンホール及びひび割れについては，既に上記ＰＣＭＩや，燃料被覆管内に残留する湿分から発生する水素によって燃料被覆管が脆化するいわゆる水素脆化に起因するものであることは，既に判明していたので（乙７８，これ）を踏まえて安全審査が行われていること，このため，本件申請に係る８行８列配列の燃料については，燃料ペレットの形状を工夫し，燃料の被覆管の延性の向上を図る熱処理の方法がとられ，更に燃料棒の製造工程で，燃料被覆管の水素化による損傷が生じな，いように，燃料棒内の水分を十分低く抑えるように管理された上，プレナム部にゲッターと呼ばれる水分と反応しやすい物質を入れ燃料被覆管の水素化を抑える工夫がなされていること（乙２の８－３－１３，１４頁，乙３１の３４頁，乙３２の１９頁，そし）て，燃料ペレットと燃料被覆管との相互作用については，上記②ｂのようにペレットの変形等に基づく被覆管の局所的な歪による損傷を減少させる対策として，短尺チャンファ付きペレットの使用，延性の大きい再結晶焼きなまし被覆管材の使用等の考慮がなされていること（乙２の８－３－１４頁）が認められる。したがって，本件原子炉においては，上記ＰＣＭＩ及び水素脆化による燃料被覆管のピンホール等への対策がなされているというべきである。


(ｂ)そして，証拠（乙１ないし４，９，３０の①②，３１，３２，，７８，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，控訴人らが主張する敦賀原発及び福島第一原発以外の事象である美浜原発及び関西電力株式会社大飯原子力発電所のほか，スイス及び米国等の各原発の各事象については，いずれも本件原子炉とは異なる加圧水型原子炉（ＰＷＲ）にかかわるものであって，沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）である本件原子炉の炉心燃料部の健全性の問題には直接関係しないものであり，しかも，これらの事象についても，その原因が究明された上，既に防止対策がとられていることが認められる。
(ｃ)したがって，控訴人らの主張する我が国や諸外国の燃料棒及び燃料集合体に関するピンホールやひび割れ事象，つぶれ事象，曲がり事象並びに破損事象の存在については，本件原子炉の炉心燃料部の健全性に影響を与えるものではないというべきである。ｂ本件原子力発電所において発生したピンホール及びひび割れ等の事
象について
(ａ)ピンホール及びひび割れ事象について
控訴人らは，ｉ本件安全審査においては，異常な過渡変化時に，あっても「燃料が損傷しない」と審査されていたにもかかわらず本件原子炉施設では，平成１０年１月１６日，気体廃棄物処理系除湿冷却器出口排ガス放射線モニター指示値上昇に伴う原子炉手動停止が行われる事象が発生したこと，iiこの事象の原因の調査の結果，燃料集合体一体（Ｋ１Ｊ３０）に漏洩があることが確認され，本件燃料棒の損傷が判明したが，これは，海外で報告されている被覆管の水素化によって発生する二次的な割れの事例と類似するので，偶発的に発生した漏洩部分を通じて，燃料棒内に浸入した水（水蒸気）による被覆管の水素化によって発生した二次的な割れと推定されたこと，iiiこの対策として，東京電力は，漏洩が確認された燃料集合体を健全な集合体に取り替えたこと，ivこの事象は，本件原子力発電所６号機で平成８年８月２４日に，次いで同７号機で平成１１年３月３１日に起こっており，この燃料棒事象の原因と対策が十分ではなく，その対策のとり得ない欠陥が燃料棒にあり，更に事業者としての東京電力にこれを防止する能力がないことが実証されていること，ｖ燃料集合体におけるピンホールの原因は，ＰＣＭＩ（燃料ペレットと燃料被覆管の相互作用）又は水素脆化とされ，その対策は十分にとられているとしていたにもかかわらず，現実に，被覆管の水素化によって発生する二次的な割れが原因となる本件燃料棒の損傷が生じていたことから，このような対策をとり得ない欠陥を見逃した本件安全審査は不合理である旨主張する。
しかし，上記①のとおり，本件安全審査においては，燃料被覆管材料としてのジルカロイ－２は，燃料被覆管破損の確率が非常，に低く，その使用実績から十分に安全であることが確認された上本件原子炉施設で使用される燃料被覆管は，その基本設計において，熱的，機械的，化学的影響によってその健全性が損なわれることがない，余裕のあるものであると判断されている。控訴人らの上記主張内容は，原子炉施設の運転中の偶発的な本件燃料棒の損傷をもって本件安全審査が不合理であると主張するものであるから失当である。
また，証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，装荷されている多数の燃料棒の一部の燃料において，ごくまれに生ずる偶発的な燃料被覆管の損傷が生ずることは否定できないこと，このため，本件安全審査においては，燃料被覆管の損傷を検知する目的で冷却水中の放射能レベルを測定監視する計測装置等が設けられるとともに，一部の燃料の損傷により放射性物質が燃料棒から漏洩する場合における原子炉施設周辺の一般公衆の被ばく線量を評価し（乙４の３７頁，安）全が確保されることを確認していることが認められる。したがって，控訴人らの主張に係る上記本件原子炉施設等の各事象は，本件安全審査における想定内のものであるから，控訴人らの主張は理由がない。
(ｂ)浸水燃料の事象について
控訴人らは，ｉ上記(ａ)の本件燃料棒の損傷によって，本件原子炉の炉心のなかに「浸水燃料（燃料被覆管の穴あき等により」内部に冷却水が侵入した燃料）が存在していたことが判明していること，iiこれは，本件燃料棒の損傷により燃料被覆管内に侵入した炉水から発生する水素により二次的な割れが発生し，通常運転時だけでも「水素化」という新たなメカニズムで損傷が発生しつつあるのに，根本的な対策がとられていなかったこと，iii浸水燃料については，本件原子力発電所２号機，６号機及び７号機につきそれぞれ発見され，毎年のようにこれが発生しているものの防止できていないこと，iv反応度事故時の浸水燃料の危険性は，反応度投入事象評価指針（昭和５９年１月１９日原子力安全委員会決定。甲３８）において異常な過渡変化時の破裂する基準の値，として「燃料エンタルピ６５ｃａｌ／ｇ」が定められているので「浸水燃料」が存在すれば，反応度事故時に容易に浸水燃料が破裂に至ることが，現在の知見となっていること，ｖ本件安全審査では，異常な過渡変化時においても浸水燃料が全く存在しない前提で評価されていることから，浸水燃料を考慮していない本件安全審査は，上記反応度投入事象評価指針に反し，著しく不合理である旨主張する。
しかし，上記前提となる事実と証拠（甲３７，３８，乙７８，１３０，１３１，１３８ないし１４０）及び弁論の全趣旨による，と，ｉ本件安全審査において，浸水燃料に関する評価については「発電用軽水型原子炉の反応度事故に対する評価方法について（昭和５２年５月２０日原子炉安全専門審査会（甲３７及び乙）」１３０の各５８２頁）において「検討範囲からは除外」とされ，ていたこと，iiその後，反応度投入事象評価指針（昭和５９年１月１９日原子力安全委員会決定。甲３８）において，浸水燃料については，燃料エンタルピがピーク出力部の熱断計算で６５ｃａｌ／ｇ・ＵＯを超える燃料棒の被覆は破裂したものとし，発生す２る機械的エネルギーの影響を評価しなければならないとされたこと，iiiさらに，反応度投入事象評価指針（一部改訂平成２年８月３０日原子力安全委員会（乙１３１）においては，反応度投入）事象の判断基準のうち，浸水燃料に係るものとして，同評価指針３．(3)で「運転時の異常な過渡変化及び事故にあっては，浸水燃料の破裂による衝撃圧力等の発生によっても，原子炉停止能力及び原子炉圧力容器の健全性を損なわないこと」としているが，。この判断基準については，同評価指針の添付２「浸水燃料の影響評価」の解析結果をもって代用できる場合は，除外できると規定されており（乙１３１の２７４頁，その評価においては，安全）余裕をとった前提条件を設定しており，そして，除外基準として


（乙１３１の３１４ないし３２２頁，）
(一)添付２「浸水燃料の影響評価」における評価対象プラント
と同程度の炉心規模であること
(二)断熱計算によるピーク出力部の燃料エンタルピを昀も厳しくするように選定された前提条件を用いた解析によっても，その結果が「１５０cal/g・ＵＯ」以下であること２(三)原子炉停止余裕は「１．０％Δｋ」以上であること，(四)落下制御棒価値は「１．５％Δｋ」以下であること，を定めていることが認められる。
そして，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４）及び弁論の全趣旨によると，ｉ本件原子炉は，電気出力約１１００ＭＷ（熱出力３２９３ＭＷ）であって，上記(一)の要件である「浸水燃料の影響評価」における評価対象プラントと同程度の炉心規模であること（乙２の２－１頁，ii本件申請に係る当時の８行×８列配列燃料）の反応度投入時の燃料エンタルピについては，ピーク出力部の断熱保有エンタルピが「１２０cal/g・ＵＯ」であるので，上記(二)の２要件である「１５０cal/g・ＵＯ」以下であること（乙３の１０－２１４９頁，iii本件原子炉停止余裕は，上記(三)の要件である）「１．０％Δｋ」以上であること（乙２の８－３－４０ないし４２，８－３－１０６頁，iv本件原子炉施設の落下制御棒価値は，上記）(三)の要件である「１．５％Δｋ」以下であること（乙１の２２頁，乙２の８－３－２５ないし２８頁，乙３の８－９，１０頁）が認められるので，当該除外基準により上記反応度投入事象評価指針が適用除外になるというべきである。そうすると，本件安全審査の内容は，結果において同指針にも反していないことが明らかである。さらに，証拠（乙１ないし４，１３２）及び弁論の全趣旨によると，燃料被覆管の局部水素化については，燃料棒制作時に燃料棒内にペレット表面などに吸着して混入する微量水分が被覆管内面の局部と反応して水素化合物を形成し，損傷に至ること等から，ペレットや燃料棒の製作工程中で乾燥工程を取り入れるなどの湿分管理を行うことでその対策ができるので，本件原子炉の運転管理段階で対処が可能であること，このために本件安全審査においても，燃料棒の製造工程では，燃料被覆管の水素化による損傷が生じないよう，燃料棒内の水分を十分低く押さえるように管理し，更に万全を期して，プレナム部にゲッターと呼ぶ水分量を低減する物質を入れ，燃料被覆管の水素化を抑えるように努めること（乙２の８－３－１３頁）が確認されていることが認められる。
なお，証拠（甲３８，乙１３１，１３８ないし１４０）及び弁論の全趣旨によると，その後，本件原子炉施設においては，東京電力からの燃料の変更申請により，現在，本件原子炉に装荷されている燃料である高燃焼度８行×８列配列燃料（平成２年７月１０日設置変更許可）及び９行×９列配列燃料Ａ・Ｂ型（平成１０年１２月２１日設置変更許可）については，反応度投入事象評価指針（昭和５９年１月１９日原子力安全委員会決定（甲３８，一部改訂平成２）年８月３０日同委員会（乙１３１）に基づく安全審査において，）浸水燃料が破裂したとしても，原子炉停止能力及び原子炉圧力容器の健全性を損なわないことがそれぞれ確認されていることが認められる。
したがって，現在の科学技術水準に照らしても，浸水燃料に関する本件安全審査に不合理な点はないというべきであるから，控訴人らの上記主張は理由がない。
(ｃ)燃料棒スペーサのはずれの事象について
控訴人らは，ｉ本件原子炉施設において，平成１０年１月３０日，燃料集合体の不具合による原子炉手動停止の事象が発生したこと，iiこれは，同月１６日の燃料集合体の漏洩検査のついでに，他の燃料集合体６体について外観検査を実施したところ，同月３０日５時３０分ころ，６体中２体の高燃焼度８行×８列型燃料集合体（Ｋ１ＧＮ１，Ｋ１ＧＮ２）のスペーサが正規の位置からはずれていることが確認されたものであること，iiiＫ１ＧＮ１は，７個のスペーサのうち４個のスペーサが，Ｋ１ＧＮ２は２個のスペーサがそれぞれ上方向にずれていたこと，ivその原因の調査の結果，チャンネルボックス取付時にスペーサの架橋板に過大な荷重がかかったもので，一部が脱落，運転中の冷却材循環流によりスペーサが押し上げられたものと推定されたこと，ｖこの対策として，スペーサの位置のずれが確認された燃料集合体を取り替え，今後チャンネルボックス取付作業にかかわる手順書に注意事項を明記し，作業者に対する教育を徹底し，取付作業自体もテレビカメラで確認することとしたことから「燃料が損傷しない」と判断した本件安全審査には欠陥があ，った旨主張する。
しかし，証拠（甲３５１，３５２，３５５，乙１ないし４）及び弁論の全趣旨によると，控訴人らの主張するスペーサの位置がずれたのは，チャンネルボックス取付時にスペーサの架橋板に過大な荷重がかかったことが原因であることが認められるが，これについては，原子炉設置許可の際の安全審査の対象である基本設計の安全性にかかわる事項ではなく，施工管理に属する事項であるので，控訴人らの上記主張は本件安全審査の合理性を左右するものではない。そして，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）にかんがみると，燃料棒スペーサに関する本件安全審査には不合理な点はないというべきであるから，控訴人らの上記主張はその前提を欠いており採用することができない。④冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時における炉心燃料部の健全性の有無に
ついて
ａ冷却材喪失事故の不可避性について


控訴人らは，圧力バウンダリを構成する機器の破損，配管の破断等によって引き起こされる冷却材喪失事故が容易に推測でき，原子炉作業従事者の手落等を含めて考えると，冷却材喪失事故は避けられない旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の二４。）しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）によると，本件安全審査においては，本件原子炉施設について，(ａ)異常発生防止対策として，ｉ燃料の核分裂反応を確実かつ安定的に制御することができるかどうか，ii核分裂生成物等を閉じ込めるべき燃料被覆管は，熱的，機械的，化学的影響によってその健全性が損なわれることのない余裕のあるものかどうか，iii放射性物質を閉じ込めるべき圧力バウンダリは，機械的，化学的影響によってその健全性が損なわれることのない余裕のあるものかどうか，iv燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備は，これらに起因する異常の発生を防止し得る信頼性が確保されるかどうかが，それぞれ確認されていること，(ｂ)異常拡大防止対策として，ｉ燃料被覆管及び圧力バウンダリ並びにこれらの健全性に影響を及ぼすおそれのある設備に異常が発生した場合，所要の措置が採れるよう，その異常の発生を早期にかつ確実に検知し得るかどうか，ii燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備に発生した異常が大きなものであり，それに対し，迅速な措置を講じなければ燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性が損なわれるおそれのある場合に備え，所要の安全保護設備が設置されるかどうか，iii安全保護設備は，いずれも確実に所期の機能を発揮し，信頼性が確保されるかどうか，iv運転時の異常な過渡変化解析によっても，燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性を確保できることとなっているかどうかが，それぞれ確認されていること，(ｃ)放射性物質異常放出防止対策として，ｉ圧力バウンダリを構成する配管の破断等が発生する場合に備え，所要の安全防護設備が設置されるかどうか，ii安全防護設備は，いずれも確実に所期の機能を発揮し，信頼性が確保されるかどうか，iii事故解析によっても，放射性物質の環境への異常な放出が防止できるかどうかが，それぞれ確認されたことから，その安全性が確認されて災害の防止上支障がないものと判断されているので，その判断の過程に不合理な点はないというべきである。したがって，控訴人らの上記主張はそれ自体失当であるというべきである。
ｂ冷却材喪失事故の解析について
(ａ)冷却材喪失事故における燃料棒の異常な挙動について控訴人らは，冷却材喪失事故が発生した場合，本件原子炉の燃料被覆管が破裂し，炉心崩壊の危険性があるから，冷却材喪失事故の発生を想定した場合の事故解析が不合理である旨主張する。しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，冷却材喪失事故の解析評価に当たり，ｉ圧力容器に接続されている配管のうち，冷却材の喪失量が昀大となり，炉心の冷却にとって昀も厳しい結果となる冷却材再循環系配管の１本が瞬時に完全に破断するものと仮定したこと，ii平常運転時には定格出力を超えて運転することはないが，定格出力の約１０５％（３４４０ＭＷｔ）で運転するものと仮定したこと，iii冷却材再循環系配管の破断と同時に外部電源が喪失し，かつ，事故時に作動が要求されているＥＣＣＳに動的機器の単一故障（低圧スプレイ系の非常用ディーゼル発電機の故障）が起こることを仮定したことを前提条件として，非常用炉心冷却系の性能解析を行っていること（乙２の１０－３－１９頁，１０－３－３１頁，乙３の１０－２頁，乙４の４６頁，４７頁）から，事故解析における起因事象の想定が妥当であり，解析評価に際し，評価結果が厳しくなるような前提条件が適切に設定されていることが確認されていることが認められる。
さらに，上記前提となる事実と上掲証拠及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，上記冷却材喪失事故の解析評価について，ｉ燃料被覆管の昀高温度が１２００℃を超えた場合，又は燃料被覆管の全酸化量が酸化前の燃料被覆管の厚さの１５％を超えた場合には，燃料被覆管の延性が極度に失われ，炉心の冷却可能形状を保持し続けることができなくなるものであるところ，燃料被覆管の昀高温度は約８８６℃を超えることはなく，燃料被覆管の損傷は発生しないし，また，燃料被覆管における全酸化量は，酸化前の燃料被覆管の厚さに対して昀大約０．３％と極めて小さいことから，燃料被覆管の延性は失われず，燃料棒は，冷却可能な形状に維持され，破裂の発生する燃料棒はなく，燃料の冷却は確保されること（乙２の１０－３－３９頁，乙３の１０－４頁，乙４の４７頁，）ii破断した配管から放出される冷却材及び水とジルコニウム反応により発生した水素により格納容器内の圧力は上昇するものの，昀高圧力は約２．６㎏／ｃｍｇにとどまり，格納容器の設計圧力であ２る２．８５㎏／ｃｍｇより低いこと（乙２の１０－３－４４頁，２乙３の１０－５頁，iii水とジルコニウム反応による水素の発生）に加え，更に評価結果が厳しくなるような条件下での水の放射線分解による水素及び酸素の発生を仮定した場合でも，可燃性ガス濃度制御系を使用して，水素と酸素を結合させることにより，格納容器内の水素及び酸素の各濃度は燃焼限界（水素濃度４vol％又は酸素濃度５vol％）以下に抑えられることから，原子炉格納容器の健全性は損なわれないとの評価結果が妥当なものであること（乙２の１０－３－４６ないし４８頁，乙３の８－１０９頁，１０－５頁，乙４の４７頁）が確認され，圧力バウンダリの損傷という事態が万一発生しても，放射性物質の環境への異常な放出が防止できるものと判断され，本件原子炉施設の安全防護設備等の基本設計については妥当なものであると審査されたことが認められる（乙４の４６ないし４８頁。）
したがって，冷却材喪失事故に関する本件安全審査の判断に不合理な点はなく，その判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできないから，控訴人らの上記主張は失当である。
(ｂ)大破断ＬＯＣＡの危険性の有無について


控訴人らは，本件安全審査において，ｉ冷却材喪失事故の解析評価については，破断口からの冷却材流出量はＰ１７の臨界流モデルのみを用い，下部プレナム水フラッシングによる冷却を考慮し，緊急炉心冷却系については作動を想定するものとしているが，緊急停止信号は配管の破断と同時に出ることはなく，流出した冷却材が気化して格納容器内の圧力が上昇して初めて「ドライウェル圧力高」の緊急停止信号が出ること，しかも，iiＰ１７の臨海流モデルは，少なくとも大破断ＬＯＣＡ直後の未飽和（沸騰していない）冷却材の準安定流を考慮していないため，未飽和状態の冷却材については実際の半分以下の過小評価となるので，破断口からの流出量をＰ１７の臨界流モデルによることはできないこと，また，iii破断口からの流出の計算に用いるモデルの選択や圧力損失の計算に用いる式の選択により大幅に変化するが，下部プレナム水フラッシングの流量は実験によって裏付けられたものではなく机上の計算によるものであり，実際にどれだけの流量があるのか不確実な下部プレナムフラッシングによる冷却を解析上全面的に期待するのは不合理であり，下部プレナムフラッシングによる冷却を全く考慮しない場合，燃料被覆管温度が数百度高くなる可能性があること，そして，iv緊急炉心冷却系が定格流量どおりに注水することを想定するのは現実的ではなく，東芝の解析によると，緊急炉心冷却系の注水量が２０％減少すると，燃料被覆管温度は１００℃以上上昇すると予想されること，加えて，ｖ東芝が，外部電源が健全な場合の高圧炉心スプレイ系のポンプ起動を事故後約３秒後としているので，現実的にはスクラム発生時間は高圧炉心スプレイ系の起動時間である約３秒後時点とみるべきであること，さらに，vi燃料被覆管温度が本件安全審査の結果である８８６℃よりも１００℃弱上昇すると，水－ジルコニウム反応が活発化し，２００℃程度上昇すると水－ジルコニウム反応が発熱反応であることから正のフィードバックを生じて燃料被覆管温度は更に急激に上昇して行くことになるので，本件安全審査の燃料被覆管温度に２００℃程度の過小評価誤差があった場合，炉心溶触に至る危険があることから，本件安全審査における冷却材喪失事故の解析は不合理である旨主張する。
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）については，小破断から大破断までのいかなる破断面積に対しても原理の異なる系統を多重に，独立して設けて炉心冷却を行うこととし，いかなる動的機器の単一故障に対しても炉心冷却機能を失わないように設計するものとされているところ（乙３の８－１００，１０１頁，乙４の３２，３３頁，冷却材喪失事故の解）析に当たっては，上記(ａ)の認定事実のとおり，炉心の冷却にとって昀も厳しい結果となる，定格出力の約１０５％（３４４０ＭＷｔ）での運転中に，冷却材再循環系配管の１本が瞬時に完全に破断し，冷却材再循環系配管の破断と同時に外部電源が喪失し，かつ，事故時に作動が要求されているＥＣＣＳに動的機器の単一故障（低圧炉心スプレイ系の非常用ディーゼル発電機の故障）が起こるなどと仮定し，解析結果を厳しくするための前提条件を設定したこと，そして，その解析評価は，燃料被覆管の延性が極度に失われ，炉心の冷却可能形状を保持し続けることができなくなるのは，燃料被覆管の昀高温度が１２００℃を超えた場合，又は燃料被覆管の延性を失わせる全酸化量が酸化前の燃料被覆管の厚さの１５％を超えた場合であるところ，燃料被覆管の昀高温度が約８８６℃であり燃料被覆管の損傷はないこと，また，燃料被覆管における全酸化量は，酸化前の燃料被覆管の厚さに対して昀大約０．３％と小さいことから，燃料被覆管の延性は失わないことなどから燃料棒は冷却可能な形状に維持され，破裂の発生する燃料棒はなく，燃料の冷却は確保されること，更に破断した配管から放出される冷却水及び水－ジルコニウム反応により発生した水素により原子炉格納容器内の圧力は上昇するものの，本件原子炉格納容器の設計圧力を超えることはないこと，加えて，高圧炉心スプレイ系の起動信号である「原子炉水位低（レベル２」は，スクラム信号である「原子炉水位低（レベル）３」よりも低い水位レベルに設定され，スクラム発生時間と高圧）炉心スプレイ系の起動時間は異なること（乙２の８－８－３３頁，４６頁，そして，実際には配管破断後に通常の水位から「原子炉）水位低（レベル３」が発生する水位に達する時間よりも早く「ド）ライウェル圧力高」が発生してスクラム及び高圧炉心スプレイ系が同時に起動するが，解析ではより厳しい解析条件を課しているため，この「ドライウェル圧力高」の発生をあえて考慮していないことが認められる。
そうすると，冷却材喪失事故に関する本件安全審査の判断には不合理な点はないから，控訴人らの上記主張は理由がなく採用することができない。
(ｃ)中小破断ＬＯＣＡの危険性の有無について


控訴人らは，ｉ中小破断ＬＯＣＡについては，大破断ＬＯＣＡと比較してその発生率が高いところ，現実に敦賀２号機において，平成１１年７月１２日午前６時０５分ころ，格納容器内サンプ水位上昇率高の警報が鳴り，同日午前６時４８分に原子炉を手動停止する事故が発生し，格納容器内の化学体積制御系再生熱交換機の配管エルボ（曲管部）に軸方向に貫通亀裂が生じて，再生熱交換機連絡配管の抽出側配管部から一次冷却材が漏洩するという中小配管破断冷却材喪失事象に至ったこと，そして，iiこの事象の貫通亀裂は，当初発見された軸方向の貫通亀裂一つではなく，極めて多数の亀裂が同時並行して発生・成長しており，供用期間中検査では中小破断ＬＯＣＡを防止することは不可能であること，しかし，iii本件安全審査では，中小破断ＬＯＣＡにつき特定の破断箇所を想定せず，単純に破断面積のみで検討し，高圧炉心スプレイ系の故障のみを想定した上，燃料被覆管温度のみを基準として，破断面積約９３ｃｍ２（０．１平方フィート）の破断が昀も厳しく，燃料被覆管昀高温度は７８２℃とし，高圧炉心スプレイ系の故障以外の故障は全く想定せず，自動減圧系（ＡＤＳ）及び低圧炉心スプレイ系，低圧注水系は完全に機能を果たすという前提で解析を行っていること，しかも，iv東芝の解析によると，自動減圧系の流量減少と低圧系のＥＣＣＳの機能不全が生じた場合には，燃料被覆管昀高温度が１２００℃を超えることも十分にあり得るから，燃料被覆管昀高温度を１２００℃以下にとどめることを基準としている軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針にも違反すること，さらに，ｖ東芝，日立のＬＯＣＡ解析を参考にして中小破断事故を解析すれば，本件安全審査の事故想定と解析は極めて甘い不合理なものであり，中小破断ＬＯＣＡにおいても炉心溶融事故に至る危険がある上，運転員が事故の進展中に冷却材漏洩量等の重要データを正確に把握することなく，事故の収拾に当たれば，更に事態を悪化させる誤介入も起こり得ることから，近時の異常事象・事故例にかんがみ，現実に起こり得ると考えられる故障を想定していない本件安全審査は不合理である旨主張する。
しかし，証拠（乙１ないし４，１０７）及び弁論の全趣旨によると，敦賀２号機は，加圧式軽水炉（ＰＷＲ）であって，本件原子炉（ＢＷＲ）とは異なり，控訴人らが主張する敦賀２号機の事象が発生した機器（内筒付き再生熱交換器）は，本件原子炉施設には存在しないことが認められるから，控訴人らの上記主張はその前提を欠くものである。
のみならず，上記(ａ)のとおり，冷却材喪失事故に関する本件安全審査の判断には合理性があるというべきところ，上記前提となる事実と証拠（乙４，１１，１０７，１４１）に照らすと，控訴人らが主張する敦賀２号機の事象及び本件原子炉に関する故障の想定内容等は，機器の詳細設計ないし施工管理の段階にかかわる事象であって，原子炉設置許可の際の安全審査の対象である基本設計の安全性にかかわる事項ではなく，しかも，控訴人らの上記主張内容は独自の仮定を前提にして本件安全審査の不当性を主張するものであるからそれ自体失当というべきである。
したがって，控訴人らの上記主張は，本件安全審査の合理性を左右するものではなく失当である。
(イ)圧力バウンダリについて
①圧力容器の中性子による脆化に対する安全性の有無について
ａ中性子照射による圧力容器の脆化について
控訴人らは，圧力容器が平常運転時核分裂反応によって放射される中性子の照射を絶えず受け続けるため硬くなり，次第にその靱性が低下するが，この圧力容器の中性子照射脆化については，いまだそのメカニズムすら分かっていないので，圧力容器の安全性が確保されていないから，本件原子炉の設計の根本において災害防止上重大な欠陥を有する旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の三１。）
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１９，７９の①ないし④，８０の①ないし④，８２の①ないし⑤，８３の①ないし⑤，１３３，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，(ａ)金属材料は，使用温度がある温度（脆性遷移温度）より下がると，急激に強さが減少し，もろくなる脆性遷移現象が生じること，(ｂ)脆性遷移温度は通常かなり低く，実用上の使用温度範囲には入らないが，金属材料が中性子照射を受けると，金属材料中に原子レベルの空孔等が生じ，この脆性遷移温度が上昇する中性子照射脆化が起こること，(ｃ)中性子照射脆化に起因する脆性遷移温度の上昇は，中性子照射量や金属材料中の不純物，特にリンや銅等の含有量が多いと大きくなる特性を有していること，(ｄ)このような中性子照射脆化のメカニズムは，本件安全審査当時，既に解明されていたこと，(ｅ)そして，本件安全審査においては，本件原子炉の圧力容器の材料に，焼入れ，焼戻しの熱処理を施し，不純物の含有量を非常に少なくして照射脆化特性を改良した「原子力発電用マンガン・モリブデン・ニッケル鋼板２種相当品（ＪＩＳ・Ｇ・３１２０・ＳＱＶ２Ａ・ＡＳＴＭ・Ａ－５３３鋼相当」が母材とし）て使用され，中性子照射による脆性遷移温度の上昇をも十分考慮した余裕のある設計となっていること（乙２の８－４－１２頁，乙４の３１頁，乙１９の５６ないし５８頁）から，使用期間中に中性子照射による脆化が問題となることはないと判断されたことが認められる。
したがって，本件安全審査における上記判断には合理性があるというべきである。
もっとも，控訴人らは，米国オークリッジ国立研究所が，炉壁に含まれる銅やリンなどの不純物で中性子照射による脆化の進行を速める等の報告をした旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の三１。）


しかしながら，上掲証拠及び弁論の全趣旨によると，米国オークリッジ国立研究所の当該報告は，圧力容器に使用される鋼材に含まれる銅等の含有率が高かった米国の初期の加圧水型原子炉について解析をした場合，圧力容器の脆性破壊が問題となり得る旨指摘したものであり，本件原子炉のような沸騰水型原子炉の場合には，加圧水型原子炉の場合と比較して，炉心に昀も近い圧力容器壁の受ける中性子照射量が少なく，また，その構造上ＥＣＣＳの作動による注入水が上記圧力容器内壁に直接当たることはなく，本件原子炉の圧力容器に直接当てはまるものではないことが認められるから，控訴人らの当該主張はその前提を欠いており失当である。
したがって，中性子照射による圧力容器の脆化に関する本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
ｂ脆化予測式の合理性と不純物及びニッケル等が中性子の照射脆化
に及ぼす影響の有無について
控訴人らは，(ａ)本件安全審査では，寿命期間中の脆性遷移温度の上昇の予測にはＰ１８のワーストケースカーブが上限となることを用いているが，Ｐ１８のワーストケースカーブは式の形態に何らの理論的基礎もなく，材料試験炉での加速（高速）照射によるデータに基づいていること，(ｂ)当該式は，グンドレミンゲン原発の圧力容器に関する実験研究やＰ１９教授らの実験研究等から，今やその存在に疑いのない照射速度依存性（照射速度が遅いほど脆化が進行しやすい）を全く考慮していないのであるから，科学的合理性を有しないこと，(ｃ)現在の科学技術水準に照らせば，本件原子炉を含め圧力容器鋼材に使用されるマンガン・モリブデン・ニッケル鋼板において，不純物でなく成分元素として大量に添加されているニッケルは，圧力容器の照射脆化に強い悪影響を及ぼすこと，(ｄ)本件安全審査においては，中性子照射脆化に関する化学成分の影響としてリンと銅を挙げるにとどまり，不純物の含有量やマンガン・モリブデン・ニッケル鋼板の成分元素であるニッケルの影響が考慮されていないことから，本件安全審査は不合理である旨主張する。しかし，上記前提となる事実及び弁論の全趣旨にかんがみると，本件安全審査においては，圧力容器の材料の脆性遷移温度の把握ないし予測式によって得られた数値は，一試算結果として検討されたものであって，その数値の当否自体が安全審査の対象とはされていないのみならず，控訴人らの主張に係る運転中の原子炉の圧力容器の脆化に関する安全確保については，原子炉施設の運転管理にかかわる事項であって，原子炉設置許可の際の安全審査の対象ではないから，その主張自体失当である。
そして，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１９，７９の①ないし④，８０の①ないし④，８２の①ないし⑤，８３の①ないし⑤，１３３，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，(ａ)圧力容器の脆性破壊防止については，上記ａのとおり，脆性破壊防止を十分考慮した延性の高い「原子力発電用マンガン・モリブデン・ニッケル鋼板２種相当品（ＪＩＳ・Ｇ・３１２０・ＳＱＶ２Ａ・ＡＳＴＭ・Ａ－５３３鋼相当」が使用されているので，中性子照射を受けた後も十分な余）裕をもって運転管理をすることができること，(ｂ)圧力容器の昀低使用温度を，脆性遷移温度より３３℃以上高くすることができるように設計されること，(ｃ)圧力容器内に脆性遷移温度の変化を知るための監視試験片を取り付けることができるように設計されることが確認されたこと（乙１の８，９頁，乙２の８－４－３，１１，１２頁，乙３の８－１４，８－２２１頁，乙４の３１，３２頁）から，本件原子炉施設の圧力バウンダリは，その基本設計において，その健全性が判断されたことが認められる。なお，証拠（甲２５８）によれば，ニッケルが中性子照射脆化傾向を増加させるということから，原子力発電用マンガン・モリブデン・ニッケル鋼板を圧力容器に使用することが否定されているものではないと認められる。したがって，圧力容器の健全性に関する本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
ｃ照射速度等の影響の有無について
控訴人らは，(ａ)照射脆化については，照射量のみならず照射温度の影響も受け，更に照射速度が遅い方が照射脆化が進行すること，(ｂ)実際のグンドレミンゲン原発の原子炉は，材料試験炉より照射量が低く照射速度（１秒当たりの中性子照射量）も３桁も低いにもかかわらず，実際の原子炉の方が照射脆化が進んでいたこと，(ｃ)米国の研究炉ＨＦＩＲでもグンドレミンゲン原発と同様に材料試験炉の１０分の１の照射量，４桁低い照射速度で材料試験炉と同様の照射脆化を生じたこと，(ｄ)Ｐ１９教授らのモデル計算の結果，第１に不純物である銅の効果に関しては照射速度が遅いほど脆化が進行しやすいという照射速度依存性が理論的に導かれ，第２に照射脆化に寄与する欠陥は照射速度により異なり，沸騰水型原発の圧力容器程度の照射速度では銅クラスターの影響が支配的であるのに対し，材料試験炉クラスの照射速度では格子間原子クラスターの影響が支配的となること，(ｅ)Ｐ１９教授らの実験の結果，照射速度が遅い方が大きな銅クラスターが形成されることがミクロ的に観察され，確認されたが，照射脆化に関しては，現在なお解明されていない点が多く，信頼できる脆化予測式は存在しないことから，本件安全審査が基にした照射脆化についての知見は，現在の科学水準からは妥当性を欠いているので，本件安全審査は不合理である旨主張する。しかし，上記ｂのとおり，圧力容器の材料の脆性遷移温度の把握ないし予測に係る数値自体は，安全審査の対象となる事項ではないから，控訴人らの上記主張はその前提を欠いているというべきである。
そして，本件安全審査においては，上記ａ及びｂのとおり，圧力容器の健全性に関する本件安全審査の判断に不合理な点があると認めることはできないから，控訴人らの上記主張は失当である。ｄ本件安全審査が準拠した監視試験方法の妥当性の有無について(ａ)控訴人らは，わずかな監視試験片の変化を監視しただけでは，分厚い圧力容器材の脆化を評価することはできず，このような不確かな検査方法では圧力容器の健全性の維持確保はなし得ないので，本件原子炉による災害防止上重大な欠陥を有する旨主張する。


しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，８１）及び弁論の全趣旨によると，本件処分当時における本件原子炉の圧力容器構造材の監視は，社団法人日本電気協会の作成に係る電気技術規程原子力編「原子炉構造材の監視試験方法（Ｊ」ＥＡＣ４２０１－１９７０。乙８１）に従い，実際の圧力容器と同じ照射特性が得られるよう，圧力容器と同一の鋼材から取り出した監視試験片を圧力容器の内側に取り付け，圧力容器と同様な条件で照射し定期的に取り出して試験を行うこととされていたこと，そこで，本件安全審査においては，上記原子炉構造材の監視試験方法を踏まえた上，圧力容器に関する基本設計として，その材料の脆性遷移温度については，中性子照射を受けた後も昀低使用温度を脆性遷移温度より３３℃以上高くすることができるように設計され，その実際の変化を知るために監視試験片を取り付けることができるように設計されることを確認して審査を行っていることが認められる。
したがって，圧力容器の健全性に関する本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできないから，控訴人らの上記主張は失当である。
(ｂ)もっとも，控訴人らは，ｉ本件安全審査が準拠した上記「原子炉構造材の監視試験方法（ＪＥＡＣ４２０１－１９７０）」は，昭和６１年に「原子炉構造材の監視試験方法（ＪＥＡＣ」），４２０１－１９８６（甲２５９）により改訂されていることiiこの改訂によるＪＥＡＣ４２０１－１９８６においては，試験片に使う材料は炉心領域に使用したもののうちから，照射前の関連温度ＲＴＮＤＴと化学成分（Ｃｕ,Ｎｉ等）の影響を考えて設計寿命末期のＲＴＮＤＴ調整値が昀高となると予測されるものを選ぶとされ，また，試験片の数は，各回毎に引張試験片３個以上，衝撃試験片１２個以上を原則とされていること，iii上記ＪＥＡＣ４２０１－１９７０では，ＪＥＡＣ４２０１－１９８６と異なり，関連温度ＲＴＮＤＴや化学成分の考慮を欠いており，試験片の数も各回毎に引張試験片２個以上，衝撃試験片８個以上としており，少ないことに照らすと，現在の科学技術水準では，従前の監視試験片による監視方法が存在することを基礎にした本件安全審査は，合理性を失っている旨主張する。
しかし，そもそも本件原子炉施設の運転期間中の脆性遷移温度の把握は，その運転管理の中で対処すべき問題であって，原子炉設置許可の際の安全審査の対象である基本設計の安全性にかかわる事項ではないというべきである。
のみならず，上記(ａ)の認定事実と証拠（甲２５９，乙１ないし４，８１）及び弁論の全趣旨によると，本件処分当時における本件原子炉の圧力容器構造材の監視については，上記「原子炉構造材の監視試験方法（ＪＥＡＣ４２０１－１９７０）」の定める原子炉の圧力容器構造材の監視方法によって可能であって，その監視試験片による手法には合理性があり，脆性遷移温度の把握もできていたこと，その後の控訴人らの指摘する改訂による試験片の数等に関する変更については，それまでのデータや知見の蓄積を踏まえて成文化されたものであって，本件安全審査の基礎とされた本件処分当時の知見にその後の新しい科学技術上の知見等からみて誤りであったとして，新たな内容を策定したものではないことが認められるから，控訴人らの上記主張は理由がないというべきである。
さらに，控訴人らは，ｉ発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（昭和４０年６月１５日通商産業省令第６２号）及び発電用原子力設備に関する構造等の技術基準告示（告示５０１号の１０５条）によれば，１回当たりの試験片の個数は引張試験片で３個以上，衝撃試験片で１２個以上となっているにもかかわらず，本件原子炉では，それぞれ２個以上，８個以上という数しか存在しないこと，ii上記「原子炉構造材の監視試験方法（ＪＥＡＣ４２０１－１９８６）によると，本件原子」炉の設計寿命は，全出力運転年数（定格負荷相当年数，ＥＦＰＹ）として３２年が想定されているが，監視試験片の取り出し時期に照らすと，本件原子炉の監視試験計画では運転開始後１２年までのデータしかわからないこと，iiiこのため，その設計寿命に有効に対応する監視計画がないという疑問があるので，廃炉に至るまで的確な監視試験片のデータが得られないまま手探りで運転を継続する危険性が高いこと，ivグンドレミンゲン原発の圧力容器において，試験片の切り出し位置によって脆化の程度が異なるのであるから，試験片の位置如何によって圧力容器の脆化を著しく過小評価することとなること，ｖ試験片の切り出し方向あるいは照射の際の方向により脆化の程度が著しく異なるとすれば，試験片はそれらの事情を考慮して切り出しの際ないし照射の際の方向を変えてそれぞれについてシャルピー試験が可能な数を配置する必要があるが，このような配慮はなされていないこと，vi本件原子炉施設では，試験片は原発の寿命期間中に４回取り出せる数しか取り付けられていないのであるから，現在の圧力容器の脆化の評価に有効性を持つためには，信頼できる脆化予測式が存在しなければならないが，現在なお，信頼できる脆化予測式は存在しないことから，監視試験方法の審査が不十分な本件安全審査には合理性がない旨主張する。
しかし，上記(ａ)の認定事実と証拠（甲２５９，乙１ないし４，８１）及び弁論の全趣旨によると，上記のとおり従前の「原子炉構造材の監視試験方法（ＪＥＡＣ４２０１－１９７」０）の定める原子炉の圧力容器構造材の監視方法によっても脆性遷移温度の把握ができていたこと，これまでの運転期間中の脆性遷移温度の変化の把握については，ＥＦＰＹ（全出力運転年数）で１２年までの監視試験片による脆性遷移温度の実測値に基づき，脆化予測式による脆性遷移温度の計算結果の補正を行うことによって，これを確認できること，従前の監視試験片による方法では，脆性遷移温度の把握が不可能であったことを示すような合理的な根拠はなく，しかも，同方法が，現在の科学技術水準に照らして不合理な点があるとする具体的事情もないことが認められるから，控訴人らの当該主張はその前提を欠いており失当である。
②応力腐食割れ（ＳＣＣ）の有無について


ａ控訴人らは，本件原子炉の圧力容器の内張，再循環系配管等には，比較的耐食性の優良な材料であるオーステナイト系ステンレス鋼，高ニッケル合金等が使用されているが，従来各地の原子力発電所及び本件原子炉においていわゆる応力腐食割れが多発しており，しかも，１９９０年代後半以降の低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れについては，１９７０年代に多発した応力腐食割れと異なるものであって，これらの応力腐食割れ（ＳＣＣ）については，５年ないし１０年経過して発生することが多いものの，その原因究明や対応策が全く解決されていないことから，本件安全審査は，応力腐食割れの審査を欠如しているので，看過し難い過誤，欠落がある旨主張する。しかし，証拠（甲４２８ないし４３０，４３２ないし４３５，４３７，４３８，４４１，４４３ないし４４５，４５０，乙１９，３３ないし３５，１５７，１５８，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，１９７０年代に多く発生した応力腐食割れは，(ａ)金属材料に耐食性をもたらしているクロムが，溶接時の加熱によってその金属材料中の炭素と結合し，クロム炭化物として析出することにより，その付近に部分的なクロム欠乏部が生じ，金属材料の耐食性が低下すること，(ｂ)原子炉施設の運転に伴い発生する内圧や熱荷重等による引張応力に，溶接による残留応力が加わって，材料に過度の引張応力が存在していること，及び(ｃ)冷却材等の溶存酸素濃度が高いなど冷却材が腐食環境にあることの三つの要因（材料，応力，環境）がからみあって発生すること，このために，(ａ)材料として，炭素含有量の低い低炭素ステンレス鋼等を用いること，(ｂ)溶接時の入熱量を減らす等適切な溶接方法ないしは溶接管理を行うことによって，金属材料の鋭敏化や残留応力の低減を図ること，及び(ｃ)原子炉の停止時には冷却材中の溶存酸素濃度が高くなるので，その起動時に冷却材中の溶存酸素濃度を低減するような運転を行うことなどの対策を講じることによって，上記応力腐食割れは，その発生を防止できること，更に１９９０年代後半以降の低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れ及び１９７０年代に多発した応力腐食割れは，いずれも塑性変形や中性子照射の影響が考えられ，材料，応力，環境の３要因が影響して発生するものであることに大きな差はなく，その割れの形状も特異の差はないことから，その低減策としては，いずれも個々の要因をいかに排除又は昀小化し得るかにかかっていると認められる。
もっとも，甲３５６，３５７の①ないし④，４２７の①②には，低炭素ステンレス鋼における応力腐食割れについては，ひび割れの機序が解明されておらず，その割れの発生及び進展のメカニズムが明らかになっていないので，応力腐食割れの抜本的対策を立てることはできない旨の記載部分があり，同趣旨の当審における証人Ｐ１９の供述部分が存する。
しかしながら，証拠（甲４２８，４２９，乙１９，３３ないし３５，１５７，１５８，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，応力腐食割れは，上記認定のとおり材料，環境，応力の３要因が重畳して発生する（甲４２８の３頁，乙３３の１３頁）ものであって，適切な間隔で検査及び補修を行うことで炉心シュラウド等の健全性を十分確保できることが認められるから，上記甲３５６，３５７の①ないし④，４２７の①②の各記載部分並びに上記証人Ｐ１９の供述部分を直ちに採用することはできない。そして，上記前提となる事実と証拠（甲４２８ないし４３０，４３２ないし４３５，４３７，４３８，４４１，４４３ないし４４５，乙１ないし４，１９，３３ないし３５，１５７，１５８，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，応力腐食割れについては，材料，応力，環境の三つの要因が影響することにより生ずるので，本件安全審査においては，本件原子炉施設につき，応力腐食割れを起こしにくい材料であるステンレス鋼が使用され，更に腐食が起こりにくいように適切な水質管理ができる設計とされること，及び運転開始後においても検査によって圧力バウンダリの健全性が確認できるように設計されることを審査し，その基本設計において安全性が確保され得るものと判断されていることが認められるから，その判断の過程に不合理な点はないというべきである。そうすると，上記１(2)のとおり，応力腐食割れ事象に対する具体的対策は，原子炉施設の詳細設計や具体的な工事方法及び運転管理における安全規制によって対処すべき事項であるので，原子炉設置許可の段階の安全審査の対象とはならないというべきであるから，）。控訴人らの上記主張は失当である（福島第二原発昀高裁判決参照ｂところで，控訴人らは，(ａ)本件安全審査当時既に判明していた島根原発における応力腐食割れ（甲２２）のために制御棒駆動水戻りノズルの設計変更をもたらし，本件原子炉も，その影響を受け本件申請に係る設計変更がなされていること，(ｂ)応力腐食割れについては，詳細設計等によって対処すれば足りるものではなく，使用される部材，施工方法や運転方法の不備，瑕疵からでも，応力腐食割れが起きれば，原子炉の生命線ともいうべき軽水の確保に支障を来たし，事故が発生するから，応力腐食割れの観点から本件原子炉の詳細設計やその部材，施工方法や運転方法の審査が不可欠であること，(ｃ)応力腐食割れの対策は確立されているとはいえず，詳細設計等における対処によっても十分防止することはできず，また，沸騰水型原子炉においては今なお解決されていない問題であることから，原子炉設置許可の段階の安全審査においても，応力腐食割れ対策を審査すべきである旨を主張し，これに沿う甲３５６，３５７の①ないし④，４２７の①②の各記載部分並びに当審における証人Ｐ１９の供述部分がある。
しかし，上記１(2)及び上記ａのとおり，原子炉の設置許可の段階においては，専ら当該原子炉の基本設計の安全性にかかわる事項のみが規制の対象となるのであって，後続の当該原子炉の具体的な詳細設計及び工事の方法並びに運転管理等は規制の対象とはならないものと解すべきであるから，その余の点について検討するまでもなく，控訴人らの上記主張は理由がない。


ｃまた，控訴人らは，(ａ)原子炉において圧力容器の内張，燃料棒の自立を支えるシュラウドには腐食されにくいステンレス鋼素材が導入されているが，現在，応力腐食割れと思われるひび割れの兆候（インディケーション）が見つかっていること，(ｂ)東京電力は，平成１３年７月６日，同年４月２９日から定期検査中であった福島第二原発３号機において，応力腐食割れを防止するため炭素含有量を減らしたステンレス鋼素材ＳＵＳ３１６Ｌを用いたシュラウドのほぼ全周にわたりひび割れがあるのを発見したこと，(ｃ)当該シュラウドの寸法は，外径約５．６ｍ，高さ約６．７ｍ，肉厚は約５０㎜であり，そのひびの深さは，昀大で２６㎜（１１５度付近，平）均で約１６㎜であり，下部リング外表面から約０．３㎜の深さ（極表層部）の組織にはすべり線が認められ，この範囲は粒内割れであることが確認されたが，東京電力は，上記福島第二原発３号機のシュラウドの極表層部の腐食は粒内型応力腐食割れと推定していること，(ｄ)低炭素ステンレス鋼は，耐粒界型応力腐食割れに対して優れていることが確認されているが，切欠きがある場合には粒界型応力腐食割れが進展することがわかっており，応力腐食割れ対策材料の効果は極めて限定されたものであることが判明していることから，この点の審査を看過した本件安全審査には瑕疵がある旨主張する。しかしながら，上記ａのとおり，本件安全審査の判断の過程に不合理な点はないから，その後に控訴人ら指摘のひび割れ事象が発生したとしても，これにより直ちに原子炉設置許可の際の安全審査が不当となるわけではないので，控訴人らの上記主張を採用することはできない。
ｄさらに，控訴人らは，(ａ)現時点では沸騰水型原発の約４割において，炉心シュラウドの応力腐食によるひび割れ又はその兆候が現れるという事態に至っており，しかも，原子力発電所がおよそ３０年の稼働期間を想定して安全審査を受けながら，１０年も経ない期間において応力腐食割れが発生していること，(ｂ)実際に，応力腐食割れの発生，進展を防ぐことはできないし，このような応力腐食割れの亀裂の進行を評価する具体的な方法は存在しないこと，(ｃ)定期点検におけるシュラウドの応力腐食割れの点検は，目視検査によって行われるが，毎回の検査で検査可能なすべての溶接部分を点検するわけではなく，また，シュラウドのひび割れの表面が微少であれば，内部でひび割れが進展している場合でも，目視検査では発見されない可能性は十分にあるので，原子炉の設置許可の段階で応力腐食割れの観点から，本件原子炉の詳細設計やその部材，施工方法や運転方法の審査が不可欠であることから，本件安全審査においては，応力腐食割れの審査を看過している旨主張する。しかし，応力腐食割れについては，上記１(2)及び上記ａのとおり，原子炉施設の詳細設計や具体的な工事方法及び運転管理における安全規制によって対処されるべき事柄であって，原子炉設置許可に際しての安全審査の対象となるものではないから，控訴人らの上記主張は失当である。
ｅそして，控訴人らは，(ａ)ＮＲＣが１９９４年（平成６年）の文書において，炉心シュラウドの３６０度のひび割れが貫通した際の安全評価を行い，炉心シュラウドにおける円周３６０度におけるシュラウドの分断という仮定における安全影響を評価した上「昀も，憂慮される事故のシナリオは主蒸気管の破断，再循環系の破断，そして地震である」としているから，全周にわたるひび割れが，地。震により，炉心シュラウドの分離に至る可能性があること，(ｂ)ＮＲＣの上記文書によると，出力と流量のミスマッチは冷却能力の不全をもたらし，炉心シュラウドが持ち上がり，それが横方向にずれるような場合には，制御棒の挿入に支障をきたすおそれが生じ，昀悪の場合には燃料棒や制御棒の著しい破損に端を発する放射能放出事故が起こり得るとしていること，(ｃ)炉心シュラウドのひび割れによる冷却材喪失事故のおそれがあり，もしもひび割れのある炉心シュラウドにおいて，内側の水も外側の水と同じ速さで漏れ出てしまったときは，緊急冷却装置が機能する前に，核燃料に損傷が起きる可能性が出てくることから，本件安全審査においては，炉心シュラウドの応力腐食割れを起因とするシュラウド自体の分離やずれについて，設計基準事象として想定していないので不当であること，(ｄ)平成１６年の原子力安全・保安院の検討結果の整理（甲４２９の３５頁）において，本件原子炉施設の溶接継ぎ手数で２６もの溶接継ぎ手でひび割れが発見され，その欠陥が明らかとなっていることから，再循環系配管をはじめとする圧力バウンダリが破断しないように対策を講じることは，当然に基本設計ないし基本設計方針に含まれると解すべきである旨主張する。
しかし，応力腐食割れを防止する具体的対策については，上記１(2)及び上記ａのとおり，本件安全審査の対象である基本設計の安全性にかかわる事項ではなく，それ以後の段階にある詳細設計や具体的な工事方法及び運転管理における安全規制によって実現されるべきものである。
ｆしたがって，控訴人らの上記主張は理由がなく採用することができない。
③疲労破壊，応力集中の有無について
ａ控訴人らは，疲労破壊，応力集中によって圧力バウンダリが破壊されるおそれがあるので，この点の審査を看過した本件安全審査には瑕疵がある旨主張する。
しかし，上記前提となる事実と証拠（甲４１，乙１ないし４，１９，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，(ａ)本件原子炉の圧力バウンダリ等は，平常運転時，運転時の異常な過渡変化時，補修時，試験時及び事故時に発生する応力に対して，脆性的挙動及び急速な伝播型破断の防止の観点から，応力解析，疲労解析等を行うとともに，使用材料の管理，使用圧力・温度の制限及び供用期間中の監視を考慮した設計がなされていること，(ｂ)原子炉の運転開始後，圧力バウンダリの健全性を確認するため，定期的に供用期間中検査が行えるよう，機器，配管等の設計にあたっては，検査箇所へ検査機器等が接近できるように機器，配管等の配置が考慮されていること，(ｃ)本件原子炉の圧力バウンダリ等の試験，検査として，使用前に電事法等で定められた使用前検査，供用中に社団法人日本電気協会作成に係る電気技術規程原子力編「原子炉冷却材圧力バウンダリの供用期間中検査（ＪＥＡＣ４２０５－１９」７４）に基づく検査，逃がし安全弁の設定点の確認等を実施し，その健全性が確認されること，(ｄ)本件安全審査においては，本件原子炉施設の圧力バウンダリの健全性が維持されると判断されたことが認められる。


そうすると，疲労破壊，応力集中に関する圧力バウンダリの健全性に係る本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
ｂもっとも，控訴人らは，(ａ)平成１１年７月１２日に発生した敦賀２号機の冷却材漏洩事象の亀裂箇所である再生熱交換器の配管は，もともと熱疲労が問題となる場所であり，熱疲労については慎重に解析が行われた上で設計されたはずの箇所であるにもかかわらず，疲労破断しているので，解析，設計，検査が行われているからといって，圧力バウンダリの健全性が維持されるとはいえないこと，(ｂ)中小破断ＬＯＣＡにおいても，炉心溶融事故に至る危険性があるので，疲労破壊，応力集中に関する審査は不可欠であることから，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する。
しかし，上記(ア)④ｂ(ｃ)のとおり，敦賀２号機は，加圧式軽水炉（ＰＷＲ）であって，本件原子炉（ＢＷＲ）とは異なり，控訴人らが主張する敦賀２号機の事象が発生した機器は，本件原子炉施設には存在しないものである。のみならず，上記敦賀２号機の事象は，機器の詳細設計ないし施工管理の段階にかかわる事象であって，本件安全審査の対象である基本設計の安全性にかかわる事項ではないから，控訴人らの上記主張は失当である。
ｃさらに，控訴人らは，(ａ)本件原子炉施設においては，営業運転開始前の原発試験運転中（出力１００％運転開始日３日目）の昭和６０年５月３１日，循環水配管からの海水漏洩事象にともなう出力制限を行う事象（復水器の配管に大穴事象）が発生したこと，(ｂ)この対策として，当該貫通部を切断，撤去し，当該部に母材と同一仕様の鋼板をはめ込み突き合わせ溶接を行ったものの，この循環配水管が肉厚１３㎜もの配管であるにもかかわらず，通水後わずか３日という短時間でこのような大貫通孔が発生し，しかも，この漏洩自体貫通孔（破断）による海水漏洩という事態に至るまで検知されなかった（破断前検知が実現できなかった）こと，(ｃ)この破断によってギロチン破断はあり得ないとされる他の圧力バウンダリを構成する配管，とりわけ肉厚２３㎜の再循環系配管でさえも破断の確率は意外に高い可能性が考えられること，(ｄ)これについて，塗膜剥がれによる異種金属間の腐食電流による貫通孔の形成という推定が正しいならば，この知見に基づく配管の健全性は，安全審査の対象とはされていないことから，本件安全審査については，配管の厚さや，材質，組合せ，腐食電流の可能性，必要な防止装置等の各観点によって，その審査をやり直す必要がある旨主張する。しかしながら，証拠（甲３４７，３５５，乙１９，９０）及び弁論の全趣旨によると，控訴人らの主張する本件原子炉施設に係る海水漏洩事象（復水器の配管の大穴事象）は，循環水系配管内面に腐食防止の目的で塗られていたタールエポキシ樹脂の塗膜の一部が，当該配管に仮設されていた鋼製補強材を配管据付け後に撤去する際，作業に伴う熱の影響を受けたため，本来であれば，熱の影響を受けた塗膜を完全に除去した上で，新たにタールエポキシ樹脂を塗るべきところ，その除去が不完全なままで重ね塗りがなされた結果，塗膜の一部が剥離し，配管内面が直接海水にさらされたので，腐食して穴があいたために発生したものであり，すなわち，配管の据付け用補強材の除去作業後の補修塗装の施工不良によって塗膜の一部が剥離し，循環水配管の管壁の一部が海水に露出したことにより，復水器と循環水配管との異種金属間に腐食電流が発生し，異種金属間の電食により循環水配管に貫通孔が生じたものであり，この事象は，国際原子力事象評価尺度上は，安全に関係しない事象である「評価対象外」に分類されていることが認められる。
そうすると，本件原子炉施設における上記海水漏洩事象は，塗装方法の不備という本件原子炉施設の施工管理に起因するものであって，重大な事故につながるおそれはないというべきである。しかも，控訴人らの主張に係る配管の健全性については，原子炉設置許可処分の段階における安全審査の対象ではなく，その後続の安全規制の対象とされる当該施設の詳細設計及び工事の方法や配管の補修作業の具体的な施工管理に属する事項であるから，本件原子炉施設がその基本設計において災害の防止上支障のないものとした本件安全審査の判断を左右するものではないというべきである。
ｄしたがって，控訴人らの上記主張は失当である。
④解析による設計の合理性の有無について
控訴人らは，本件原子炉施設の圧力容器の設計は，詳細応力解析による設計に従ってなされているところ，温度変化の計算，温度差による応力の発生とその解析，疲労の検討等の基準は，すべて設計者にゆだねられており，特に炉心スプレイノズル２本，給水ノズルは，熱伝達理論が十分把握されていないので，圧力容器は安全性が確保されているとはいえないから，本件安全審査には瑕疵がある旨主張し（原判決第二編第一章第六節第二款第二の三４，これに沿う甲１８２の記）載部分及び原審における証人Ｐ３２の証言部分がある。しかし，控訴人らの上記主張内容は一般的かつ抽象的な危険性を主張するにとどまるものであり，そして，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）によると，本件安全審査においては，本件補正に係る本件申請に基づいて，本件原子炉施設の圧力バウンダリが，その基本設計において，機械的，化学的影響によってその健全性が損なわれることのない，余裕のあるものであると具体的に判断されたことが認められていることに照らすと，上記甲１８２の記載部分及び上記証人Ｐ３２の証言部分をいずれも直ちに採用することはできない。
したがって，控訴人らの上記主張は理由がない。
⑤使用前検査及び供用期間中検査の合理性の有無についてａ控訴人らは，圧力バウンダリ，冷却系配管及び炉内構造物等におけるひび割れを微少なうちに発見することは困難であって，本件安全審査において確認された検査方法には限界があり，信頼に値しないから，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の三５。）


しかし，上記前提となる事実と証拠（甲４１，乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）によると，(ａ)本件補正に係る本件申請においては，機器，配管等の設計に当たり，本件原子炉の運転開始後，圧力バウンダリの健全性を確認するため，定期的に供用期間中検査を実施でき，検査箇所へ検査機器等が接近できるように，機器，配管等の配置が考慮されていること，(ｂ)本件安全審査においては，本件原子炉の圧力バウンダリ等については，使用前に電事法等で定められた使用前検査が実施され，また，供用中には社団法人日本電気協会作成に係る電気技術規程原子力編「原子炉冷却材圧力バウンダリの供用期間中検査（ＪＥＡＣ４２０５－１９７４）に」基づく検査並びに逃がし安全弁の設定点の確認等が実施されるので，その健全性が維持されると判断されたことが認められる。そうすると，事前検知等に関する本件安全審査に不合理な点はないというべきであるから，その判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
ｂもっとも，控訴人らは，(ａ)使用前の圧力容器等の母材や溶接部の欠陥（亀裂，ブローホール，溶接中のスラグ巻き込み等）の発見に関しては，表面については液体探傷試験（カラーチェック，人）が入れない部分の表面や内部については超音波探傷試験，放射線探傷試験が行われるが，放射線探傷は，ブローホールなどの欠陥は見つけやすいものの，より危険な亀裂状の欠陥の検出能力が劣り，また，超音波探傷も亀裂状欠陥の方向により検出能力が左右され，検出能力自体に照らしても比較的大きな欠陥を見逃す危険性があること，(ｂ)社団法人日本電気協会作成に係る電気技術規程原子力編「原子炉冷却材圧力バウンダリの供用期間中検査（ＪＥＡＣ４２」０５－１９７４）に従えば，圧力容器の溶接部をはじめとする圧力バウンダリの昀重要部分やＥＣＣＳ配管，制御棒駆動水圧計配管などの重要な配管もほとんど検査をする必要がなくなるので，これに依拠して検査を行うこと自体危険であり不合理であること，(ｃ)実際の原子炉施設に対する検査は，当時の通産省の検査官や発電設備技術協会の検査担当官も立ち会わない施工業者任せの検査であって，検査の信用性は欠如しているので，使用前検査や定期検査で圧力バウンダリの欠陥が破断前に発見できることはないこと，(ｄ)我が国の原子力関係行政庁は，検査機関も専門家も安全性を厳しく追及する姿勢や安全審査能力に欠けているため，原子炉施設の詳細設計段階以降では，現実には対策が十分に行われないので，基本設計段階で安全審査の対象とすべきであることから，事前検知等に関する十分な審査を看過した本件安全審査は不合理である旨主張する。しかしながら，上記１(2)のとおり，原子炉の設置許可の段階においては，専ら当該原子炉の基本設計の安全性にかかわる事項のみが規制の対象となるのであって，原子炉設置許可後の使用前検査や定期検査並びに運転検査及び圧力バウンダリの破断の防止対策に関する事項については，本件安全審査の対象ではなく，それ以後の段階にある詳細設計や具体的な工事方法及び運転管理における安全規制によって実現されるべきものである。
ｃしたがって，控訴人らの上記主張を採用することはできない。
⑥運転期間（想定寿命）の延長の有無について
控訴人らは，ａ本件処分及び本件安全審査においては，圧力容器や圧力バウンダリを構成する他の機器の想定寿命を４０年又は全出力運転年数（定格負荷相当年数，ＥＦＰＹ）を３２年としていたが，具体的な運転期間を明示して制限しなかったこと，ｂ当時の通産省及び資源エネルギー庁は，平成１１年２月付けで「電気事業者の原子力発電所高経年化対策の評価及び今後の高経年化に関する具体的取組について（甲３１１）を発表し，老朽化原発の寿命延長のため「より合理」的，効率的な設備管理」と称して，稼働開始から３０年が経過する福島第一原発１号機，美浜原発１号機，敦賀原発１号機の各寿命を６０年に倍増することを承認する見解を示したこと等から，本件原子炉の寿命についても延長されることになるので，具体的な運転期間を明示して制限しなかった本件安全審査の瑕疵は重大かつ違法である旨主張する。
しかし，証拠（甲３０９ないし３１４）によると，資源エネルギー庁は，平成８年４月付けで「高経年化に関する基本的な考え方（甲」３１０）を作成し，同報告書において，今後の我が国の原子力発電所の高経年化に対応するため技術的検討を行い，その際評価条件として６０年間の運転年数を仮定していること，また，当時の通産省及び資源エネルギー庁は，上記報告書を勘案し，原子力発電所の高経年化に関する取組，特に福島第一原発１号機等が稼働開始から３０年を経過した場合の設備管理方策等を検討し，平成１１年２月付けで「電気事業者の原子力発電所高経年化対策の評価及び今後の高経年化に関する具体的取組について（甲３１１）を作成したこと，もっとも，原子」力安全委員会は，同年２月８日の第７回原子力安全委員会定例会議において，福島第一原発１号機，美浜原発１号機及び敦賀原発１号機の高経年化に関する具体的取り組みについて検討したが，本件原子炉については，その運転期間を延長することについては何ら触れておらず，本件原子炉の寿命の延長につき具体的に論議されてはいないことが認められる。
のみならず，上記１(2)及び(5)エのとおり，原子炉の設置許可の段階においては，専ら当該原子炉の基本設計の安全性にかかわる事項のみが規制の対象となるのであって，控訴人らの主張に係る運転期間（想定寿命）については，原子炉施設の具体的な設計工事・運転管理及び廃炉にかかわる事項であるので，その後続の詳細設計や具体的な工事方法及び運転管理などにおける安全規制によって実現されるべきものであるから，控訴人らの上記主張は失当というべきである。したがって，控訴人らの上記主張は採用することができない。
(ウ)制御棒駆動系について
①制御棒駆動系の信頼性とスクラム排出ヘッダー及びスクラム排出容
器の設計の合理性の有無について


ａ控訴人らは，(ａ)米国ブラウンズ・フェリー原発３号機において，１９８０年（昭和５５年）６月２８日，原子炉停止作業（スクラム）の際に，スクラム排出容器に水がたまり制御棒全体の半分の挿入に失敗する事象が発生し，スクラム達成までに１４分０２秒もの長時間を要していること，(ｂ)ＮＲＣは，ジェネラル・エレクトリック社製造の沸騰水型原子炉の制御棒駆動機構に重大な欠陥があると指摘する報告をしていること，(ｃ)我が国の原発においても，制御棒駆動機構，駆動水配管のひび割れ事象，駆動水圧ポンプ軸の損傷事象，制御棒逆さ取付ミスが多数発生しているので，本件原子炉における制御棒・駆動系についてもその信頼性が欠けるから，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する。
しかし，上記前提となる事実と証拠（甲９，乙１ないし４，８４の①ないし④，８８の①ないし④，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，(ａ)米国ブラウンズ・フェリー原発３号機において制御棒が円滑に挿入されない事態が生じたのは，スクラム排出ヘッダーとその下流側にあるスクラム排出容器とを結ぶ長い小口径の連絡管に水詰まりが生じ，その結果，制御棒を原子炉内に挿入しようとした際に，水が十分排出されなかったことによるものであるが，本件原子炉施設においては，スクラム排出ヘッダーとスクラム排出容器が直接つながる構造となっており，上記ブラウンズ・フェリー原子力発電所３号機において発生した事象が発生することは考えられないこと，(ｂ)控訴人らが指摘するＮＲＣの報告は，当時の中間報告であり，その後の１９８１年（昭和５６年）８月，沸騰水型原子炉の制御棒駆動水圧系スクラム排出系配管が破断する可能性は極めて低いので，原子力発電所を引き続き運転することは妥当と判断する旨の報告を行ったこと（乙８８の①ないし④）が明らかである。
さらに，上掲証拠及び弁論の全趣旨によると，(ａ)本件安全審査においては，本件補正に係る本件申請について，ｉ制御棒が，予想される運転上の異常な過渡変化を含む通常運転時，及び原子炉事故時に燃料破損限界を超えることなく炉心を臨界未満にできるようにすること，ii制御棒の停止余裕が，昀大反応度価値を持つ制御棒１本を完全に炉心外に引き抜いた場合でも，冷温で炉心を臨界未満にすることができ，かつ臨界未満を維持できるようにすること，iii制御棒には落下速度リミッタを設け，制御棒価値ミニマイザで許容する昀大反応度価値（０．０１５Δｋ）の制御棒が自重によって落下しても，反応度の急速な付加による燃料二酸化ウランの昀大エンタルピが２８０ｃａｌ／ｇを超えることがないように自由落下速度を０．９５ｍ／ｓ以下にすること，iv地盤における昀大加速度振幅が４５０Ｇａｌの地震動に対しても制御棒は確実に挿入できるようにすること，ｖ制御棒の昀大連続引抜速度は，制御棒引抜手順及び制御棒価値ミニマイザによる制御棒の昀大反応度価値の抑制とあいまって，運転員が原子炉出力を容易に制御できるような値にすること，viスクラム挿入時間は，全ストロークの９０％挿入で３．５秒以下にすること，及びvii個々の制御棒は，すべて別々に取付け，取外しが可能なようにすることを内容とする設計方針が妥当であることを確認していること（乙２の８－３－２５ないし３３頁，乙３の８－９ないし１０頁，乙４の３０頁，そして，(ｂ)更に本件安）全審査においては，本件原子炉の主要設備として制御棒駆動系について，各制御棒及び同駆動系ごとにアキュムレータ（高圧窒素及び駆動水を蓄える蓄圧装置）が設けられるとともに，原子炉の緊急停止時にすべての制御棒駆動系から排出される水を貯えるスクラム排出ヘッダー及びスクラム排出容器が設けられること（乙２の８－３－３１ないし３３頁，及び本件原子炉施設における制御棒駆動系）の水圧制御ユニットについては，安全保護設備として，設計上十分信頼性を有し，また，厳重な品質管理の下に製造されているので，ユニット内の配管に亀裂が生じることは考え難いこと（乙３の８－３４，３６ないし３８頁）に照らして，本件原子炉の制御棒駆動系に十分な信頼性があると判断されたことが認められる。そうすると，制御棒駆動系に関する本件安全審査は合理性があるというべきであって，その判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
ｂもっとも，控訴人らは，(ａ)制御棒１本ないし数本の挿入失敗は，緊急停止信号が出た場合でも制御棒駆動系の故障により生じ得るものであって，沸騰水型原子炉では，その制御棒駆動系統のうち特にスクラム・ディスチャージ・ボリュームに水が入っていると多数の制御棒で同時にスクラム失敗を生じること，(ｂ)我が国において，上記米国ブラウンズ・フェリー原発３号機の教訓を踏まえて，スクラム排出ヘッダーに水がたまらないようにするため，スクラム排出ヘッダーとスクラム排出容器が直接つながる一体化構造とされるようになったのは，１９８２年（昭和５７年）から１９８３年（昭和５８年）であり，それまでは，そのような知見もなく工事が実施されていなかったこと，(ｃ)本件原子炉施設は，本件申請書に添付の図面（制御棒駆動水圧系系統図。乙３の８－２０２頁）に照らしても，スクラム排出ヘッダーとスクラム排出容器を一体化しないことを前提とした施設であること，(ｄ)福島第一原発１号機で１９７９年（昭和５４年）７月２０日に，また，島根原発２号機で平成７年１月３０日にそれぞれスクラム排出容器に水がたまった状態でもスクラム排出容器水位高のスクラム信号が出ない限り運転が継続されていたので，スクラム排出容器に水がたまった場合にスクラム機能に影響を与える事態が現実に存在していることから，本件原子炉施設の制御棒駆動系の信頼性は欠如している旨主張する。しかし，上記１(2)のとおり，原子炉の設置許可の段階においては，専ら当該原子炉の基本設計の安全性にかかわる事項のみが規制の対象となるのであって，スクラム排出ヘッダーとスクラム排出容器との具体的な接続方法は，詳細設計及び工事の方法に関することであり，基本設計の安全性にかかわる事項を審査する安全審査の対象とはならないから，控訴人らの上記主張は理由がないというべきである。


のみならず，上記のように米国ブラウンズ・フェリー原子力発電所３号機において，制御棒が円滑に挿入されない事態が生じた原因は，スクラム排出ヘッダーとその下流にあるスクラム排出容器を細い管で連結する構造となっていたため，水の流れが悪くなり，スクラム排出ヘッダーに水が残っていたことにあり，そして，上記前提となる事実と証拠（甲２５７，乙１ないし４，８４の①ないし④，８８の①ないし④，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，(ａ)控訴人らが指摘する本件申請に添付の図面は，制御棒駆動水圧系の系統図すぎないものであり，機器の詳細な形状や寸法，配置を示したものでなく，また，本件原子炉施設においては，スクラム排出ヘッダーとスクラム排出容器が直接つながる構造となっており（上記証人Ｐ１の証言，上記米国ブラウンズ・フェリー）原子力発電所３号機で発生した事象が判明する以前から，同事象がそもそも生じない構造になっていたこと，(ｂ)福島第一原発１号機，島根原発２号機のスクラム排出容器水位高のスクラムは，スクラム排出容器の水位が高くなったため，設計どおりに原子炉がスクラムしたものであり（乙１３４，上記米国ブラウンズ・フェリー原子）力発電所３号機で発生した事象とは全く異なることが認められる。ｃしたがって，控訴人らの主張はその前提を欠いており失当である。
②スクラム失敗等と暴走事故の有無について
ａタービン・トリップによる暴走事故
控訴人らは，(ａ)本件原子炉施設の早期炉心の過渡変化解析のうち，タービン・トリップ時（１０５％出力）の解析において，スクラム成功時の昀大出力時刻は事故後０．７９秒時点であるとしているが，このタービン・トリップ時に事故後０．７９秒時点でスクラムに失敗していれば，全反応度は暴走事故を引き起こすに十分な数値となること，(ｂ)上記０．７９秒時点の全反応度２．００ドルは，タービン主蒸気止め弁閉による原子炉圧力上昇に伴う炉心のボイド減少による正の反応度投入と直ちに生じるドップラー効果による負の反応度補償の合計であり，燃料棒を０℃から２１９５℃に温度上昇させる発熱量は１８８．７７ｃａｌ／ｇ（６５０℃からの上昇分は１３２．８７ｃａｌ／ｇ）であること，(ｃ)昀大出力時刻後の出力変動を昀大出力時刻前と対称形とみなすと，本件原子炉施設におけるタービン・トリップ時（１０５％出力）に１秒程度スクラム遅れが生じた場合の燃料棒の総発熱量の平均値は３２１．６４ｃａｌ／ｇとなるが，これは，十分に燃料棒破裂・水蒸気爆発を生じ得る値であって，チェルノブイル事故以上の破局的な暴走事故に至る危険があること，(ｄ)東京電力の本件申請に係る解析上スクラム成功時の昀大出力時刻は事故後０．８６秒，この時点のスクラム信号経過時間は０．７９秒，この時点のスクラムによる投入反応度は１ドル強であり，１秒程度のスクラム遅れが生じた場合の事故後０．８６秒時点での全反応度は２ドル強であるが，更に本件原子炉施設でタービン・トリップ時にタービン・バイパス弁不作動の場合，１秒間全く制御棒が挿入されない場合のみならず，相当程度の数の制御棒が挿入された場合でも一部の制御棒の挿入失敗で暴走事故に至る危険があること，(ｅ)タービン・トリップは，原子力発電所で想定される異常状態（過渡現象）の中でも比較的発生頻度の高いものであり，我が国のこれまでの異常事象例に照らすと，本件原子炉施設の運転時間が４０年と想定されているので，その間に少なくとも４回のタービン・トリップ，８回程度のタービン・トリップないしそれと同視し得る事態が生じることが現実的に想定されることから，タービン・トリップ時のスクラム失敗を想定しない本件安全審査は不合理であって，その判断の過程に看過し難い過誤，欠落がある旨主張する。


しかし，上記６(1)オのとおり，安全審査においては，原子炉設置許可申請者の実施した平常運転時における被ばく低減対策に係る被ばく線量評価及び事故防止対策に係る安全評価の妥当性をも合わせて確認しているが，これは，通常運転状態を超えるような異常な事態をあえて想定した上で解析評価を行い，そのような事態においても，当該原子炉施設の基本設計において事故防止対策のために考慮された機器系統などの設計が妥当であることを念のために確認するためのものであり，したがって，事故防止対策に係る安全設計が適切であると判断したことが妥当であったか否かを念のため確認するために行われるものである。そして，上記前提となる事実と証拠（乙４，１１，１４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件原子炉設置許可に際しての本件安全審査においても，所要の安全保護設備が設置されていること及びその信頼性が確保されているか否かなどを確認するために，念のために更に運転時の異常な過渡変化解析に基づいて安全保護設備等の設計の総合的な妥当性を判断することとしていたことが認められる。そうすると，原子炉設置許可段階における安全審査の過渡変化，事故解析の趣旨に照らすと，控訴人らの上記主張内容は，本件安全審査において想定された事象を超える独自の不適切な暴走事故を想定し，過度のスクラム失敗を仮定することによって本件安全審査の不合理をいうものであるから，その主張自体失当というべきである。のみならず，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，(ａ)控訴人らの主張するタービン・トリップは，本件安全審査においては「主蒸気系の過渡変化」の一つとして想定され解析されていること，そして，(ｂ)この過渡変化の解析に当たっては，評価結果を厳しくするため，定格出力の約１０５％での運転を仮定し，また，タービン・バイパス弁が作動しないと仮定するなどの前提条件を設定したこと，更に，(ｃ)この過渡変化においては，タービン主蒸気止め弁が閉鎖すれば，主蒸気の遮断により原子炉圧力が上昇し，ボイド（気泡）がつぶれることによる正の反応度投入によって中性子束は増加するが，タービン主蒸気止め弁閉スクラムによる負の反応度投入によって中性子束の増加が抑えられ，また，逃がし安全弁の作動によって圧力上昇が抑制され，事象は収束することが確認されていること（乙３の１０－３６ないし３９頁，そして，(ｄ)更に本件安全審）査におけるその解析評価では，高出力運転中のタービン・トリップ時においても昀小限界出力比が許容限界値を下回ることはなく，また，表面熱流束の昀大値は定格値の１０８％にとどまり，燃料の線出力密度は燃料被覆管の１％円周方向塑性歪に対応する線出力密度を下回っており，更に原子炉冷却材圧力バウンダリの昀高圧力が，本件原子炉冷却材圧力バウンダリの昀高使用圧力を超えることはないとされていることなどから，燃料被覆管及び原子炉冷却材圧力バウンダリ等の健全性は保持されるとの評価結果は，妥当なものと判断されたこと（乙３の１０－３７ないし３９頁，乙４の３９，４０，４２，４４頁）が認められる。
そうすると，タービン・トリップに関する本件安全審査の判断に不合理な点はなく，その過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
ｂ制御棒挿入失敗による暴走事故
控訴人らは，(ａ)本件原子炉施設において，再循環系配管１本の完全破断が生じた場合，破断の生じた再循環系から冷却材が急激に流出し，炉心での冷却材（減速材）流量も急激に減少し，事故後約８．７秒で炉心シュラウド外側（いわゆるダウンカマ部）の水位がジェット・ポンプ・ノズルの位置まで下がり，炉心での冷却材流量が急激に減少し，ほとんどゼロになること，(ｂ)炉心シュラウド外側の水位が下がって再循環ポンプ吸込口の位置まで下がると冷却材の上にたまっていた蒸気が破断口から流出して原子炉圧力が急激に低下し，圧力容器の下部プレナム部で減圧沸騰が生じて，下部プレナムの冷却材が炉心部に押し上げられること（下部プレナム部のフラッシング，(ｃ)本件原子炉施設の場合，事故後約１２秒後の時）点で下部プレナム水のフラッシングが生じるとされており，０．２秒足らずの間に炉心流量がゼロから定格の６０％まで急上昇していること，(ｄ)この再循環系配管の完全破断の際の下部プレナム部のフラッシングの際には，炉心の減速材が急増するため，本件原子炉施設のような沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）では大きな正の反応度が投入されるので，この時点で原子炉がスクラムしていない場合はもちろんのこと，制御棒２本程度の挿入失敗があっただけでも暴走事故に至る危険があることから，制御棒挿入失敗による暴走事故を想定しない本件安全審査には瑕疵がある旨主張する。
しかし，上記ａのとおり，控訴人らの上記主張内容は，過度のスクラム失敗を仮定することによって本件安全審査の不合理をいうものであるから，その主張自体失当というべきである。
しかも，本件安全審査においては，上記①ａの認定事実のとおり，本件原子炉の制御棒及び同駆動系については，各制御棒及び同駆動系ごとにアキュムレータが設けられるとともに，原子炉の緊急停止時にすべての制御棒駆動系から排出される水を貯えるスクラム排出ヘッダー及びスクラム排出容器が設けられること，及び本件原子炉施設における制御棒駆動系の水圧制御ユニットについては，安全保護設備として，設計上十分信頼性を有し，また，厳重な品質管理の下に製造されているので，ユニット内の配管に亀裂が生じることは考え難いことから，本件原子炉の制御棒駆動系に十分な信頼性があると判断されたことが認められるので，十分なスクラム信頼性を有しているというべきである。
したがって，控訴人らの上記主張は失当である。
ｃ再循環流量制御系の誤動作による暴走事故


控訴人らは，(ａ)本件申請に係る本件原子炉施設の再循環流量制御系の誤作動については，過渡変化前，定格出力の６８％，定格流量の５０％で比較的長時間安定して運転していた場合について解析されていること，(ｂ)本件原子炉施設の現在の設計において，再循環流量制御系の誤作動時に過渡変化後２秒時点でスクラム反応度が加えられていない場合（１秒強のスクラム遅れに相当，流量増加）率が毎秒１１％の場合，燃料棒のピーク部の発熱量は約３３０．５８ｃａｌ／ｇとなって水蒸気爆発が生じ，また，流量増加率が毎秒１８％の場合は，燃料棒のピーク部の発熱量は約５３６．３７ｃａｌ／ｇとなって破局的な水蒸気爆発が発生すること，(ｃ)チェルノブイル事故の昀大燃料エンタルピ（総発熱量）は３００ないし４００ｃａｌ／ｇであるから，本件原子炉施設で再循環流量制御系の誤作動による過渡変化により，チェルノブイル事故と同等ないしそれを超える事態に至る危険があることから，再循環流量制御系の誤動作による暴走事故を想定していない本件安全審査には，看過し難い過誤，欠落がある旨主張する。
しかし，上記ａのとおり，控訴人らの上記主張内容は，本件安全審査において想定された事象を超える独自の不適切な暴走事故を想定することによって本件安全審査の不合理をいうものであるから，その主張自体失当というべきである。
のみならず，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，控訴人らの主張に係る再循環流量制御系の誤動作は，本件安全審査においては，「再循環流量制御器誤作動－流量増加要求」として想定されて解析されていること，(ｂ)過渡変化の解析に当たっては，評価結果を厳しくするため，原子炉は自動流量制御範囲の下限で運転中であり，主制御器の誤作動により昀大となる毎秒１１％の流量増加率の増加要求信号が発生した場合であると仮定するなどの前提条件を設定したこと（乙３の１０－２６頁，(ｃ)この過渡変化においては，炉）心流量の増加に伴いボイドが減少し，中性子束が増加して出力も増加するが，中性子束の増大により，中性子束高スクラム信号が発生して，原子炉はスクラムし，事象は収束すること（乙３の１０－２５ないし２７頁，(ｄ)本件安全審査における解析評価では，再循）環流量制御系の誤動作時においても，昀小限界出力比は許容限界値を下回ることはなく，表面熱流束は定格値の約８０％にとどまる上，原子炉圧力はわずかに上昇するにとどまり，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，昀高使用圧力を大きく下回るとされていることから，燃料被覆管及び原子炉冷却材圧力バウンダリ等の健全性を保持するとの評価結果は妥当なものと判断されたこと（乙３の１０－２６及び２７頁，乙４の３９ないし４１，４４頁）が認められる。
そうすると，再循環流量制御系に関する本件安全審査の判断に不合理な点はなく，その過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできないから，控訴人らの上記主張は失当である。③タービン・トリップ発生時のスクラム遅れについて控訴人らは，ａおよそどれほど緻密に設計した機器においても，具体的な設計過程，施工，保守管理を見通してなおかつ，わずか１秒程度の作動遅れが絶対にあり得ないなどという想定は非現実的であるので，タービン・トリップ発生時のスクラム遅れは１秒程度を想定すべきであること，ｂ本件安全審査においては，タービン・トリップ発生時の１秒程度のスクラム遅れを全く想定していない上，これにより破局的な暴走事故に至ることを見逃していることから，本件安全審査には看過し難い過誤，欠落がある旨主張する。
しかし，上記②ａのとおり，本件安全審査においては，所要の安全保護設備が設置されていること及びその信頼性が確保されているか否かなどを確認するために，念のために更に運転時の異常な過渡変化解析に基づいて安全保護設備等の設計の総合的な妥当性が判断されるものである。そして，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１４，９４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査における過渡解析の目的は，安全保護系，原子炉停止系等の，主として異常影響緩和系に属する構築物，系統及び機器について，異常状態においても安全確保の観点から所定の機能を果たし得ることを確認することにあるので，スクラムが正常に作動することを前提としてこれを行う必要があること，そして，スクラム遅れ時間の長さは，機器又は回路の応答においてその仕様上技術的に生じ得る所要時間を，基本設計の安全性にかかわる事項の審査の評価条件として合理的に仮定する必要があるが，タービン・トリップ時の安全保護系を構成する回路は，電気信号等を伝達するものであるから，安全保護系の回路全体の伝達に要する時間は，長くとも１００分の１秒程度の単位の時間であることが認められる。
そうすると，控訴人らの主張する時間は，スクラム遅れ時間の性質に照らすと現実的ではなく，これを設計上見込む必要性はないというべきであるから，この点に関する本件安全審査の判断に不合理な点はなく，その過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
④スクラム信号系について


控訴人らは，ａ本件原子炉施設では，スクラム信号系の故障に対し，いわゆる１outof２×２（ワン・アウトオブ・トゥ・トゥワィス）方式を採用しているので，同一のチャンネルに属する二つの検知器ないし検出回路が故障すれば，他の二つが健全であってもスクラム信号は出ないこと，また，トリップ・ブレーカーの固着により検知器が異常を検知してもスクラム信号がでない事態が生じ得ること，ｂ本件安全審査においては，冷却材喪失事故と同時に外部電源喪失を想定するため事故と同時に原子炉が緊急停止することを前提としているが，実際の冷却材喪失事故の場合，破断と同時に緊急停止信号が出ることはなく，冷却材喪失事故に対応する緊急停止信号は「ドライウェル圧力高」と「原子炉水位低」であるところ，原子炉水位は事故後約３０秒時点まで低下しないとされているので，下部プレナム水フラッシングの時点では「原子炉水位低」の信号は出ないから，この場合「ドライウェル圧力高」信号以外には緊急停止信号はないこと，ｃこの「ドライウェル圧力高」信号の検知器４つのうち二つで不具合を生じれば，緊急停止せずに下部プレナム水フラッシングを迎え暴走事故に至る危険があり，また，検知器が健全でもトリップ・ブレーカーが固着した場合には，緊急停止せず，下部プレナム水フラッシングを迎え暴走事故に至る可能性があること，ｄ本件補正に係る本件申請においては，冷却材喪失事故を解析するに当たり，再循環系配管完全破断時に「ドライウェル圧力高」の検知器ないしトリップ・ブレーカーの故障や制御棒駆動系の故障を想定した解析を行っていないこと等から，本件申請をそのまま容認した本件安全審査は，暴走事故に至る可能性を看過するとともに，現在の安全評価審査指針（甲３３，乙９４）のⅡ５．２(6)にも反しているので不合理である旨主張する。しかし，証拠（甲３３，乙１ないし４，１４，９４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，ａ本件安全審査においては，本件原子炉施設の検知器及び検出回路に関する安全保護系は，一つのチャンネル中に２組の検知器及び検出回路が設けられるという多重性と，これらのうちいずれかの機器が故障した際に他の機器には影響を与えないという独立性を備えた高い信頼性を有する設計が要求され，これが確認されていること，ｂ安全設計審査指針（乙１４）においては，一つの機器の単一故障を超えて，工学的及び専門技術的に不合理な条件である同一チャンネル内の二つの検出器や検出回路の同時故障を考慮する必要はないとされていること（乙１４の９８４ないし９８５頁）が認められるので，控訴人らの上記主張はその前提を欠いており失当である。
のみならず，上記前提となる事実と上掲証拠及び弁論の全趣旨によると，ａチャンネル・トリップ，原子炉スクラムに関連する継電器の接点の焼損又は溶着など「フェイル・セイフ」に反する方向の故障については，本件原子炉施設においては各継電器の接点を流れる電流が当該継電器の許容する定格の５０％以下になるように裕度を見込んで設計することによって，その発生を防止していること（乙２の８－８－１６頁，ｂ論理回路の継電器接点は，すべて直列につながれてい）るので，複数の継電器のうち１個でも非励磁の状態（回路の切断状態）になれば，その継電器が属している論理回路の主トリップ継電器の電源は喪失することになり，主トリップ継電器の接点は，各ソレノイド・グループ回路毎に二つずつ直列につないでいることから，仮に継電器接点が一つ故障した場合でも，スクラム動作を妨げないようにしていること（乙２の８－８－１６頁，ｃ単一故障を考慮しても，）主トリップ継電器の固着によりスクラム信号の発信に不都合が生ずる事態は想定できないこと，ｄ電源の喪失，コイルの断線及び短絡又は配線の断線等の継電器の故障の大部分は，継電器自体を非励磁状態に戻し，チャンネル・トリップになるように働くので，このような回路構成は，大部分の故障条件に対して「フェイル・セイフ」となること（乙２の８－８－１５ないし１６頁，乙３の８－８４ないし８８，９０，９１頁，ｅ緊急停止信号が発生する「原子炉水位低（レベル）３」はシュラウドより高い位置に設定されており，実際には配管破）断後に水位が「原子炉水位低（レベル３」に達して，原子炉水位低）による緊急停止信号が発生し，その後シュラウド外の水位が再循環ポンプ吸込口レベルまで達した時点で下部プレナム水フラッシングが発生すること（乙３の８－５１０頁）が認められる。
そうすると，スクラム信号系に関する本件安全審査の判断に不合理な点はなく，その過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
(エ)ＥＣＣＳについて
①ＥＣＣＳ安全評価指針の適合性の有無について
ａ控訴人らは，本件安全審査においては，燃料被覆管が中性子照射，酸化，応力腐食等によって劣化しているにもかかわらず，劣化を想定しない健全な燃料棒に基づいて無意味な事故解析を行っているので，ＥＣＣＳ安全評価指針（乙１１）に適合しない旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の五４(二)。）しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１１，１４，９４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，ＥＣＣＳとは，配管等の破断による原子炉冷却材喪失時に，燃料被覆管の重大な損傷を防止するに十分な量の冷却水を炉心に注入し，その冷却可能な形状を維持しつつ，炉心を冷却し，もって放射性核分裂生成物の周辺への放出を抑制するよう設計された設備をいうと認められるところ，上記(3)イ(ア)④ｂ(ａ)のとおり，本件安全審査においては，燃料被覆管温度が昀も高くなるのは再循環配管の完全破断の場合であり，燃料被覆管昀高温度は約８８６℃であって，燃料被覆管の酸化層の厚みの昀大値は約０．３％と微小であるので，冷却中に燃料被覆管の延性が失われることはなく，また，破裂の発生する燃料棒はなく，水とジルコニウム反応割合は，全燃料被覆管のジルコニウムの約０．０４％であり，格納容器の健全性は確保され，中性子照射後の燃料被覆管に関する破裂実験の結果によってもなお十分に余裕があることが確認されているので，燃料被覆管が中性子照射等によって劣化することを想定して解析する必要はないというべきであるから，控訴人らの上記主張は失当である。ｂまた，控訴人らは，本件原子炉施設について，冷却材喪失事故時に温度上昇の結果生ずる燃料被覆管の膨れによる流路閉鎖及び破裂について何ら実証的な検討が行われていないので，ＥＣＣＳ安全評価指針に適合しない旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の五４(二)。）


しかし，証拠（乙１ないし４，１１，１４，９４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，燃料被覆管が膨れたり，破裂したりすることがないことが解析等により確認されていること（乙２の１０－３－３８，３９，８１頁，乙３の１０－４頁，乙４の４７頁）が認められるから，本件安全審査における燃料棒の健全性に関する判断の過程に看過し難い過誤，欠落があることは認めることはできないから，控訴人らの上記主張は失当である。
ｃさらに，控訴人らは，日本原子力研究所が燃料被覆管の内面酸化は外面酸化より４倍多く進行するとの報告をしているので，本件安全審査においては，燃料被覆管の昀高温度及び水とジルコニウムの反応量にいずれも重大な影響を与える燃料被覆管の内面酸化を過少評価している点において，本件原子炉のＥＣＣＳはＥＣＣＳ安全評価指針に適合しない旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の五４(二)。）
しかし，本件全証拠によっても，日本原子力研究所の報告において，内面酸化と外面酸化との酸化量の比較を示す結果が得られていることを認定することはできない。
むしろ，上記(3)イ(ア)④ｂ(ａ)(ｂ)のとおり，燃料被覆管は，ＬＯＣＡ時においても破裂することなく，仮に燃料被覆管に破裂が生じた場合でも，燃料被覆管の全酸化量の計算値は，ＥＣＣＳ安全評価指針の基準(2)（酸化前の燃料被覆管の厚さの１５％以下でなければならない）を充足するものであり，そして，証拠（乙８。６）によれば，日本原子力研究所が，昭和５８年に実施した実験の結果，燃料被覆管の内面酸化と外面酸化を合わせた全酸化量の計算値が酸化前の燃料被覆管の厚さの１５％以下でなければならないとするＥＣＣＳ安全評価指針の基準値が安全側に設定されたものであると確認されたことが認められる。
そうすると，本件原子炉施設のＥＣＣＳは，ＥＣＣＳ安全評価指針に適合しているというべきであるから，控訴人らの上記主張は理由がない。
②ＥＣＣＳの有効性の有無について
控訴人らは，ａ米国アイダホ州の国立原子炉試験所において，１９７１年（昭和４６年）に加圧水型原子炉におけるＥＣＣＳのセミスケール実験により，ＥＣＣＳが設計どおりに機能を発揮しないことが判明していること，ｂ我が国においても，昭和４９年からＥＣＣＳに関する実験が開始されているものの，その設計どおりの性能が実証されていないことから，この点を看過した本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の五２。）しかし，証拠（乙１９，５６の①ないし③，８５の①②，８９の①②）及び弁論の全趣旨によると，ａ米国アイダホ州の国立原子炉試験所で行われた加圧水型原子炉におけるＥＣＣＳのセミスケール実験は，いわゆるロフト計画の一連の実験の初期において，本件原子炉のような実用発電用原子炉とは規模，内容を異にする簡単な模型実験装置における実験であるので，その実験結果を実用発電用原子炉である本件原子炉にあてはめることはできないこと（乙１９の１３４頁，１３８頁，ｂ実用発電用原子炉により近い小型原子炉を用いたロフト計画）の実験においては，ＥＣＣＳにより有効に原子炉内に注水が行われ，燃料被覆管の昀高温度が計算による予測値よりも低い温度にとどまるとの実験結果が得られていること（乙８９の①②，ｃ沸騰水型原子）炉においても，実用発電用原子炉に近い形に模擬した総合システム実験において，ＥＣＣＳによって有効に原子炉内に注水がなされ，燃料被覆管の昀高温度が計算による予測値よりも低い温度にとどまるとの実験結果が得られていること（乙８５の①②，ｄ美浜原発２号機に）おいて平成３年２月９日に発生した蒸気発生器伝熱管損傷事象については，後記(ケ)③のとおり，ＥＣＣＳが設計どおりに作動し，炉心の冠水は維持され炉心の健全性に影響はなかったこと（乙５６の①ないし③）が認められる。
そして，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１９，５６の①ないし③，８５の①②，８９の①②，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，ａ本件原子炉のＥＣＣＳの性能を評価するに当たっては，解析モデルを用いて設備等の性能評価を行う方法がとられたこと，ｂ原子炉施設については，実際に異常を発生させて実験することができないことから，このような方法が有効，かつ合理的なものとされていること，ｃＥＣＣＳの性能評価解析に用いられたモデルは，実験によって十分な確証が得られている部分については，その結果を踏まえ，また，いまだ実験によって十分な確証が得られていない部分については，十分厳しい条件を設定し，全体としては，安全上厳しい結果となるように作成されたものであること，ｄ実際のＥＣＣＳの性能評価においては，更に厳しい条件を設定した安全側の評価が行われたこと，ｅ本件安全審査においては，本件原子炉のＥＣＣＳが確実に所期の機能を発揮し得るものと判断されたことが認められるから，ＥＣＣＳの有効性に関する本件安全審査に不合理な点はないというべきであるので，その判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
③ＥＣＣＳの不作動，故障等の有無について
控訴人らは，ＥＣＣＳは，弁，ポンプの故障，配管のひび割れ，非常用電源としてのディーゼル発電機の不作動，計測制御系の故障等によって作動しない可能性があり，しかも，過去には必要なときにＥＣＣＳが正しく機能しなかった実例があるので，この点を看過した本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の五３。）
しかし，控訴人らの主張するＥＣＣＳの弁，ポンプの故障等による不作動，故障等については，原子炉設置許可の際の安全審査の対象ではなく，その後続の詳細設計及び運転管理にかかわる事項であるから，控訴人らの上記主張は失当である。


のみならず，上記②のとおり，ＥＣＣＳの有効性については実証されていることが認められる。そして，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，ａＥＣＣＳは，弁，ポンプ，配管，非常用のディーゼル発電機，計測制御装置等によって構成され，ＥＣＣＳ起動信号が発せられると，ポンプが自動的に起動して水源であるサプレッション・プール等の水を炉心に注水するという構造・動作上単純な設備であること，ｂこのために，製造時には厳重な品質管理の下に製造されること，ｃＥＣＣＳは，種々の故障を想定し，多重性を有するように設計されるとともに，定期的な試験，検査を実施できるように設計されていること，ｄ本件安全審査においては，上記①のとおり，本件原子炉施設のＥＣＣＳについては，ＥＣＣＳ安全評価指針に適合し，これが確実に所期の機能を発揮し得るものと判断されたことが認められる。したがって，ＥＣＣＳに関する本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできないから，控訴人らの上記主張は失当である。
④非常用炉心冷却系の流量を定格流量とする合理性の有無について控訴人らは，本件安全審査においては，緊急炉心冷却系のうち故障を想定するもの以外はすべて定格流量の冷却水を注入できるという前提で解析しているが，実際の緊急炉心冷却系の作動例では，美浜原発２号機の平成３年２月９日の蒸気発生器伝熱管損傷事象で高圧系の流入量が想定以下であった指摘があるほか，福島第一原発２号機の平成４年９月２９日の全給水流量喪失事故では高圧注水系が定期的にほとんど注入されない状態となるように，緊急炉心冷却系が定格流量どおりに注水することを想定するのは現実的ではないことから，非常用炉心冷却系の流量を定格流量を前提にした本件安全審査は不合理である旨主張する。
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１１，１４，５６の①ないし③，９４，１３５，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，ａ本件安全審査においては，(ａ)想定される配管破断等による原子炉冷却材喪失に対して，燃料及び燃料被覆管の重大な損傷を防止でき，かつ，燃料被覆管の金属と水との反応を十分小さな量に制限できる設計であること，(ｂ)非常用所内電源系のみの運転下で単一故障を仮定しても，系統の安全機能が達成できるように，独立性を有する設計であること，及び(ｃ)定期的に試験及び検査ができるとともに，その健全性及び多重性の維持を確認するため，独立に各系の試験及び検査ができる設計であることが確認された結果，本件原子炉施設のＥＣＣＳは，確実に所期の機能を発揮し，信頼性が確保されるものと判断されていること（乙３の８－１００ないし１０１頁，乙４の３２ないし３３頁，ｂ美浜原発２号機の事象について）は，後記(ケ)③のとおり，再現解析の結果によって，ＥＣＣＳは設計どおりに作動し，炉心の冠水は維持され，炉心の健全性に影響はなかったことが確認され，また，燃料集合体シッピング検査の結果からも，燃料集合体に異常は認められていないことから，同事象においてはＥＣＣＳが十分な流量確保の機能を発揮したこと（乙５６の①ないし③，ｃ上記福島第一原発２号機の事象については，ＥＣＣＳの高圧）炉心注入系の作動に際して，定格流量が確保されてＥＣＣＳが期待どおりに作動していること（乙１３５）が認められる。
したがって，非常用炉心冷却系の流量を定格流量を前提にした本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできないから，控訴人らの上記主張は失当である。
⑤高圧炉心スプレイ系の故障の有無について
控訴人らは，ａ本件安全審査においては，高圧炉心スプレイ系の故障につき高圧炉心スプレイ系に電源を供給する非常用ディーゼル発電機の故障においているにとどまること，ｂ日本原子力発電東海第二原子力発電所において平成１１年５月に定期検査中に低圧炉心スプレイ系注入弁の弁棒の破断が発見されたが，注入弁の故障は定期検査まで分からず，このような故障が高圧炉心スプレイ系で起こった場合，高圧炉心スプレイ系は１系統しかなく，注入弁も一つだけであるから，注入弁が開放不能となれば，高圧炉心スプレイ系が全く機能しないおそれがあったこと，ｃこのため，高圧炉心スプレイ系の故障による中小破断ＬＯＣＡを想定して安全審査をすべきであることから，現実的ではない高圧炉心スプレイ系の故障を前提にした本件安全審査は不合理である旨主張する。
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，高圧炉心スプレイ系に給電するディーゼル発電機の故障を想定しているが，この想定については，高圧炉心スプレイ系が全く機能しない事態も含めて性能解析が行われていること（乙２の１０－３－１９頁）が認められるから，控訴人らの主張はその前提を欠くものであり失当である。
⑥自動減圧系の不作動の可能性の有無について
控訴人らは，ａ敦賀２号機において平成１１年７月１２日に発生した冷却材漏洩事象については，現在の原子力発電所の設計において行われている疲労解析のレベルがなお低いことが明らかとなっているので，少なくとも，再生熱交換器のような熱疲労が厳しい配管の疲労解析が十分でないことを想定しなければならないこと，ｂ本件原子炉においては，冷却材浄化系と残留熱除去系の再生熱交換器は格納容器の外側にあるため，これらの配管から冷却材が漏洩した場合，冷却材は格納容器（ドライウェル）内には流出しないから，ドライウェル圧力は上昇せず，原子炉水位低とドライウェル圧力高の両方の信号が出て初めて起動する自動減圧系は永久に作動しないこと，ｃそこで，再生熱交換器の配管の貫通亀裂から小破断ＬＯＣＡとなり，長期間にわたり漏洩が続き（結局冷却材が喪失し）その間自動減圧系が作動しないという事態があり得ることを想定すべきであることから，自動減圧系の不作動の可能性を前提にしなかった本件安全審査は不合理である旨主張する。


しかし，控訴人らの主張に係る再生熱交換器の具体的詳細な構造は，機器の詳細設計ないし施工管理の段階に属する事項であるところ，上，記１(2)のとおり，原子炉設置許可に際しての安全審査の対象事項は専ら当該原子炉施設の基本設計の安全性にかかわる事項のみを規制の対象とするのであって，後続の工事計画の認可の段階で規制の対象とされている当該原子炉の具体的な詳細設計及び工事の方法は安全審査の対象外の事象であるから，控訴人らの上記主張は失当である。のみならず，証拠（乙１ないし４，１１，１４，１０７）及び弁論の全趣旨によると，上記敦賀２号機の冷却材漏洩事象は，その流出量が通常運転時に使用される補給水系で補給できる範囲であり，ＥＣＣＳの作動が必要となるほどの漏洩ではないので，中小破断ＬＯＣＡ（冷却材喪失事故）ではなく，事故解析で想定すべき冷却材喪失事故には当たらないこと，敦賀２号機は，加圧式軽水炉（ＰＷＲ）であり，敦賀２号機の同事象は内筒付き再生熱交換器の連絡配管において発生したところ，沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）である本件原子炉施設にはこのような設備は存在しないことが認められる。
したがって，控訴人らの上記主張はその前提を欠くので失当である。
⑦低圧炉心注入系の注入量減少の有無について
控訴人らは，ａ中小破断ＬＯＣＡにおいて完全に作動することが期待されている低圧注水系は，残留熱除去系の一つのモードであり，低圧注水系として作動する場合にも残留熱除去系の配管を経由して，一部は残留熱除去系の熱交換器を経由して炉心に注水するのであるから，残留熱除去系の再生熱交換器の配管の損傷が発生した場合，ＥＣＣＳの一つである低圧注水系の冷却材注入量は減少すること，ｂ同様に，熱交換器部分に限らず残留熱除去系の配管の一部が応力腐食割れ等により破断した場合も同じであることから，低圧炉心注入系の注入量減少を前提にしなかった本件安全審査は不合理である旨主張する。しかし，証拠（乙１ないし４，１１，１４）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査において，控訴人ら主張に係る中小破断事故解析においては，単一故障として，炉心冷却の観点から昀も影響の大きい高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の故障を仮定すれば足りるのであって，より影響が少ない低圧注水系には故障を仮定する必要がないこと（乙２の１０－３－１９頁）が認められる。
したがって，控訴人らの上記主張は理由がない。
⑧非常用ディーゼル発電機の冷却水漏洩事象について控訴人らは，本件原子炉施設において昭和６２年８月１７日に非常用ディーゼル発電機Ａ号機ディーゼル機関からの冷却水の漏洩が発生したが，現実に非常用ディーゼル発電機の不作動につながりかねない欠陥に関する設計は，本来安全審査で審査されるべきであったので，本件安全審査には欠落がある旨主張する。
しかし，証拠（甲３４８，乙１ないし４，１１，１４）及び弁論の全趣旨によると，ａ本件安全審査においては，非常用ディーゼル発電機を含む非常用電源設備について，外部電源喪失と機器の単一故障を仮定しても，安全上重要かつ必須の設備が所定の機能を果たすための十分な電力を供給できる能力を有することが確認されていること（乙４の３３頁，ｂ本件原子炉施設における上記冷却水の漏洩事象は，）ディーゼル機関のシリンダーヘッド製造時のキリ穴加工における作業ミスにより，排気弁ポート肉厚が一部非常に薄くなっており，これが冷却水による腐食及びディーゼル機関起動時の水圧によりクラックに進展し，冷却水の漏洩に至ったものと推定されたこと（甲３４８）が認められる。
そうすると，本件原子炉施設における上記冷却水の漏洩事象は，原子炉設置許可に際しての安全審査の対象事項ではなく，後続の工事計画の認可の段階で規制の対象とされている施工管理に属する事項であるから，本件安全審査の合理性を左右するものではないというべきである。
したがって，控訴人らの上記主張は失当である。
(オ)計測制御システムの欠陥の有無について
控訴人らは，米国及び我が国において計測制御システムの故障例が発生しているので，原子炉における各種制御システムは未完成の技術分野であり，信頼性も欠如しているから，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の六。）しかし，上記前提となる事実及び証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，①燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある原子炉出力制御設備，安全保護設備等の制御装置については，十分な性能，強度等を有するように設計されたこと，及び②異常の発生を早期，かつ確実に検知するため，本件原子炉施設については，燃料被覆管の損傷を検知するために冷却材中の放射能レベルを測定監視する計測装置，圧力バウンダリを構成する機器等からの冷却材の漏洩を検知する漏洩監視装置，原子炉の出力や原子炉冷却系統設備等の圧力，温度，流量等を測定監視する計測装置が設けられ，異常の発生を検知した場合には，原子炉の停止等の所要の措置がとれるよう，直ちに警報を発する警報装置等が設けられていること等が確認された結果，これらの計測制御システムに十分な信頼性があり，本件原子炉は安定して運転し得るものと判断されたことが認められる。
そうすると，計測制御システムに関する本件安全審査は合理性があるというべきであるから，その判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
(カ)格納容器の健全性の有無について
①事故解析について
控訴人らは，ＥＣＣＳが不作動に陥る可能性が十分考えられるにもかかわらず，ＥＣＣＳ等の安全防護設備が絶対的に機能し，炉心溶融はあり得ないという前提で行われた本件安全審査の事故解析は不合理であり，このような事故解析を前提として行われた格納容器の健全性についての判断も不合理である旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の七１。）
しかし，上記(エ)③のとおり，控訴人らの主張するＥＣＣＳの不作動については，原子炉設置許可の際の安全審査の対象ではなく，その後続の詳細設計及び運転管理にかかわる事項であるから，控訴人らの上記主張はその前提を欠いているというべきである。


そして，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１１，１４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，ａ安全設計審査指針（乙１４）においては，格納容器バウンダリの用語の定義として「冷却材喪失事故時に圧力障壁となり，かつ，放射性物質の，放散に対する障壁を形成するように設計された範囲の施設をいう」。と定め，その機能として，想定される配管破断による冷却材喪失事故に際して，事故後に想定される昀大エネルギー放出によって生じる圧力と温度に耐え，かつ，出入口及び貫通部を含めて所定の漏洩率を超えることがないように働くものとされ，また，平常運転時，運転時の異常な過渡変化時，保修時，試験時及び事故時において，脆化的挙動を示さず，かつ，急速な伝播型破断を生じない設計であることを要求していること，そして，ｂ本件安全審査においては，安全設計審査指針等にのっとり，本件原子炉に設置される安全防護設備がいずれも確実に所期の機能を発揮し得るものと判断したことが認められるから，事故解析に関する本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤，欠落があると認めることはできない。
②隔離弁について
控訴人らは，格納容器の隔離弁がしばしば故障しているほか，事故時にＥＣＣＳ等を使用した場合にはそれらの配管類が閉ざされないので，格納容器における隔離機能は十分ではないから，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の七２。）
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１１，１４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，ａ格納容器を貫通する配管には，格納容器の内外若しくは外側に隔離弁が設けられ，これらの隔離弁は十分な余裕をもった設計とされていること，ｂこれらの隔離弁は，いずれも隔離信号により自動的に閉鎖するばかりでなく，中央制御室からの遠隔手動操作によっても閉鎖することができるようになっていること，ｃそのうち，配管に２個の隔離弁を設けている場合には，その２個の隔離弁はそれぞれ独立した電源によりこれを駆動することができること，ｄ本件原子炉の運転開始後においても，定期的に隔離弁の機能を確認するための試験が実施できる構造となっていること（乙２の８－５－７，１５頁，乙３の８－１１２ないし１１４，２２５，４６９ないし４７１頁，乙４の１１，３３頁）から，格納容器の隔離弁が十分な信頼性を有すると判断されたことが認められる。
そうすると，隔離弁に関する本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤，欠落があるとは認められないから，控訴人らの上記主張は失当である。
③制御棒不挿入事故について
控訴人らは，主蒸気の隔離時には多量の蒸気がサプレッション・チェンバに流入するが，この際の衝撃が格納容器に大きな力を加え，圧力容器を動かす可能性があり，そうなれば制御棒不挿入事故も起こる可能性があるので，格納容器が安全とはいえないから，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の七３。）
しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１１，１４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，圧力容器は，圧力容器ペデスタル（基礎台）によってその全重量が支持されていること，このため，圧力容器は，格納容器の変位を直接受けるような構造となっていないこと（乙２の８－４－４頁）が認められる。したがって，蒸気がサプレッション・チェンバに流入する際の衝撃が制御棒の挿入性に影響を与えることはないというべきであるから，控訴人らの上記主張は理由がない。
④格納容器の容積について
控訴人らは，沸騰水型原子炉の格納容器は加圧水型原子炉の格納容器と比べ，容積が小さいので，水素爆発等に対して極めて弱いから，沸騰水型原子炉である本件原子炉に係る本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の七４。）しかし，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，ａ沸騰水型原子炉の場合には，加圧水型原子炉の場合と異なり，格納容器内に放出された蒸気を，格納容器の下部にあるサプレッション・プールの水によって凝縮復水させることによって，格納容器内の圧力の上昇を抑制できること，ｂ本件原子炉施設には，通常運転中，格納容器内の酸素濃度を低く保つため，格納容器内の空気をあらかじめ窒素ガスで置換する不活性ガス系及び可燃性ガス濃度制御系がそれぞれ設置され，冷却材喪失事故時の水素及び酸素の発生を考慮しても，，格納容器内の水素及び酸素濃度は，十分燃焼限界（水素濃度４vol％又は酸素濃度５vol％）以下に抑えることができること（乙２の８－５－９頁，乙３の８－１０９頁，乙４の３４頁）が確認され，本件原子炉の格納容器の健全性が維持されると判断されたことが認められる。したがって，格納容器に関する本件安全審査は合理性があるというべきであるから，控訴人らの上記主張は失当である。
(キ)ポンプ，弁等の健全性について
①ポンプ，弁等の健全性の欠如の有無について
控訴人らは，我が国においては，昭和４６年１月から昭和５６年３月までの間に，多数のポンプ，弁の故障例があるので，本件原子炉において使用されているポンプ，弁の健全性が欠如しているから，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の八。）


しかし，上記(エ)③のとおり，控訴人らの主張するＥＣＣＳの弁，ポンプの故障等による不作動，故障等については，原子炉設置許可の際の安全審査の対象ではないというべきである。そして，上記１(2)のとおり，控訴人らの主張するポンプ，弁に関する故障例の防止対策に関する事項については，原子炉設置許可後の段階にある詳細設計や具体的な工事方法及び運転管理における安全規制によって実現されるべきものであるから，控訴人らの上記主張は失当というべきである。のみならず，上記(エ)③のとおり，ポンプ，弁を重要な要素とする本件原子炉のＥＣＣＳが所期の機能を発揮し得るものとした本件安全審査の判断は合理性があるというべきである。さらに，上記前提となる事実と証拠（乙１ないし４，１１，１４，原審における証人Ｐ１の証言）及び弁論の全趣旨によると，本件安全審査においては，ａ主蒸気系の安全弁については，構造が簡単で信頼が高く，開閉動作について電源を一切必要としないバネ式のものが使用されていること，ｂ復水ポンプは，低圧復水ポンプ，高圧復水ポンプがそれぞれ３台設置され，各１台が予備ポンプとされていること，ｃ原子炉給水ポンプは，常用の２台のポンプのほかに２台の予備ポンプが設けられていること，ｄ原子炉冷却材浄化系，残留熱除去系及び原子炉隔離時冷却材を構成するポンプは，定期的に検査されて健全性が確認されることから，本件原子炉において使用されるポンプ，弁の健全性が維持されると判断されたことが認められる。
そうすると，ポンプ，弁等の健全性に関係する本件安全審査の判断には不合理な点はないというべきであるから，控訴人らの上記主張は失当である。
②原子炉再循環ポンプメカニカルシールの不具合について控訴人らは，ａ本件原子炉施設において，平成４年１２月１８日，再循環ポンプ（Ｂ）メカニカルシールの不具合に伴う原子炉手動停止が行われ，再循環ポンプの不安定な作動事象が発生したこと，ｂこの再循環ポンプは，炉心の昀重要機器であり，ここでの故障は循環している冷却材（軽水）の温度管理，ひいては原子炉内の核分裂そのものを左右しかねないこと，ｃ上記メカニカルシールを構成するリングの一部にひび割れが発生していたが，このリングの材質はチタンカーバイトであって「微細な異物」にさえ結果として耐えられない材質であったことから，このような材質で運転継続を前提にした再循環ポンプの審査を怠った本件安全審査は不合理である旨主張する。しかし，証拠（甲３４９，３５５，乙１ないし４）及び弁論の全趣旨によると，ａ本件原子炉施設の上記再循環ポンプの不安定な作動事象は，原子炉再循環ポンプのメカニカルシール部の圧力が変動したため，状況を監視しながら運転を継続し，その後シール機能低下の兆しがみられたため当該メカニカルシールを交換したこと，ｂその機能低下の原因は，微細な異物がシール部に入り込んだものと推定されたこと，ｃ当該事象は，国際原子力事象評価尺度では，０レベルのなかでも特に安全に影響を与えない事象０－（マイナス）レベルに分類されること（甲３５５の３６頁）が認められる。
したがって，本件原子炉施設の上記再循環ポンプの不安定な作動事象は，運転管理に起因する事項であって，本件原子炉施設の基本設計の安全性にかかわる事項ではないから，本件安全審査の合理性を何ら左右するものではないというべきである。
③タービン駆動原子炉給水ポンプ（Ａ）出口逆止弁からの漏洩について控訴人らは，ａ本件原子炉施設において，平成９年８月１９日，タービン駆動原子炉給水ポンプ（Ａ）の出口逆止弁からの漏洩が発生し，給水ポンプからの水漏れが生じて出力制限が行われたこと，ｂこの対策として，ガスケットリングを新品にし，再組立するとともに，セット位置についての記録管理を行うよう施工要領書を改訂したことから，本件安全審査は，給水ポンプの審査を見落としているので，不合理である旨主張する。
しかし，証拠（甲３５０，３５５，乙１ないし４）及び弁論の全趣旨によると，ａ本件原子炉施設の上記給水ポンプからの水漏れ事象は，弁の分解点検の際における組立作業の不良に起因するものであること，ｂ当該事象は，国際原子力事象評価尺度では，０レベルのなかの安全に影響を与えない事象０－（マイナス）レベルに分類されること（甲３５５の４１頁）が認められる。
したがって，本件原子炉施設の上記給水ポンプからの水漏れ事象は，運転管理に起因する事項であって，本件原子炉施設の基本設計の安全性にかかわる事項ではないから，本件安全審査の合理性を何ら左右するものではないというべきである。
④本件原子力発電所における本件原子炉施設以外のポンプに関する故
障について
控訴人らは，本件原子力発電所における本件原子炉施設以外の原子炉施設で発生したポンプに関する不具合として，ａ本件原子力発電所６号機において，平成８年２月２３日，再循環ポンプトリップによる手動停止が行われたこと，ｂ同３号機において，平成１０年４月５日，再循環ポンプトリップによる手動停止が行われたこと，ｃ同７号機において，平成１１年７月２８日，再循環ポンプ１台停止による手動停止が行われたことがあるので，ポンプに関する本件安全審査には欠落がある旨主張する。
しかし，証拠（甲３５５，乙１ないし４）及び弁論の全趣旨によると，控訴人らの主張に係る上記ポンプに関する不具合の各事象は，いずれも施工管理や部品の製造管理に起因するものであるのみならず，本件原子力発電所３号機，６号機及び７号機に関するものであって，本件原子炉に関係しないものであることが認められるから，これらについては，本件訴訟の審理対象である本件原子炉施設の基本設計の安全性にかかわるものでないというべきである。
したがって，控訴人らの上記主張はその前提を欠いており失当である。
(ク)本件原子力発電所における異常事象等と本件安全審査について①控訴人らが主張する昭和６０年５月３１日の復水器の配管漏洩事象については，上記(イ)③ｃのとおりである。
②同昭和６２年８月１７日の非常用ディーゼル発電機の冷却水漏洩事象については，上記(エ)⑧のとおりである。
③同平成４年１２月１８日の再循環ポンプの不安定な作動事象については，上記(キ)②のとおりである。
④同平成９年８月１９日の給水ポンプからの水漏れ事象については，上記(キ)③のとおりである。
⑤同平成１０年１月１６日の燃料棒の破損事象については，上記(ア)③ｂ(ａ)のとおりである。
⑥同月３０日の燃料棒スペーサのはずれ事象については，上記(ア)③ｂ(ｃ)のとおりである。


⑦ところで，控訴人らは，本件原子炉施設において，平成１０年１０月８日，原子炉格納容器内ＬＣＷ（低電導度廃液）サンプからのオーバーフローによる圧力容器弁の全閉となる事象が発生したので，本件安全審査には重大な欠陥がある旨主張する。
しかし，証拠（甲３５３，３５５，乙１ないし４）及び弁論の全趣旨によると，ａ本件原子炉施設の上記事象は，定期検査中，原子炉開放点検の準備において，主蒸気配管及び原子炉圧力容器の水張り作業中に閉じるべき弁を閉じなかったために，当該弁を通って主蒸気配管内の水が，原子炉格納容器内ＬＣＷ（低電導度廃液）サンプに流入し，同サンプから床にあふれ出たものであること，ｂ当該事象の原因は，操作員の作業の引き継ぎが不適切であったことにあること，ｃ当該事象は，国際原子力事象評価尺度では，０レベルのなかの安全に影響を与えない事象０－（マイナス）レベルに分類されること（甲３５５の４４頁）が認められる。
したがって，本件原子炉施設の上記事象は，運転管理にかかわる事項であって，原子炉設置許可に際しての安全審査の対象事項ではないから，本件安全審査の合理性を何ら左右するものではないというべきである。
⑧また，控訴人らは，本件原子炉施設において，平成１１年９月２日，復水器真空度低下に伴う出力制限となる事象が発生したので，本件安全審査には重大な欠陥がある旨主張する。
しかし，証拠（甲３５４，３５５，乙１ないし４）及び弁論の全趣旨によると，ａ本件原子炉施設の上記事象は，電源系の過電流を検知する変流器の一つに異常が発生したため，気体廃棄物処理系の弁操作を行う制御盤に給電している非常用電源盤の受電遮断機が作動し，これにより弁が閉じたことから，復水器内のガス抽出が行われなくなり，復水器の真空度が低下したものであること，ｂ当該事象の原因は，変流器の巻線に製造段階で傷が発生したことにあると推定されること，ｃ当該事象は，国際原子力事象評価尺度では，０レベルのなかの安全に影響を与え得る事象０＋（プラス）に分類されること（甲３５５の４５頁）が認められる。
したがって，本件原子炉施設の上記事象は，原子炉設置許可処分後の工事計画の認可の段階で規制の対象とされている施工管理及び部品の製造管理に属する事項であって，原子炉設置許可の際の安全審査の対象ではないから，控訴人らの上記主張は失当である。⑨さらに，控訴人らは，ａ平成３年２月２１日に本件原子力発電所２号機におけるタービンの自動停止と原子炉の自動停止，ｂ平成４年５月２７日に同２号機における復水器真空度低下による手動停止，ｃ平成７年１月５日の同４号機におけるタービン発電機停止と原子炉自動停止，ｄ同年７月１３日の同５号機におけるタービン制御油漏洩による手動停止，ｅ平成８年２月２３日の同６号機における再循環ポンプトリップによる手動停止，ｆ同年８月２４日の同６号機における燃料集合体からの漏洩による手動停止，ｇ平成１０年４月５日の同３号機における再循環ポンプトリップによる手動停止，ｈ同年８月２９日の同６号機における継電器動作による自動停止，ｉ平成１１年３月３１日の同７号機における燃料集合体からの漏洩による手動停止，ｊ同年５月２５日の同６号機における発電機励磁装置故障による自動停止，ｋ同年７月２８日の同７号機における再循環ポンプ１台停止による手動停止が発生しているとして，本件安全審査には瑕疵がある旨主張する。
しかしながら，控訴人らの主張に係る本件原子力発電所における本件原子炉以外の上記各事象は，いずれも本件原子炉施設に関係するものではないので，本件訴訟の審理の対象となる原子炉施設の基本設計の安全性にかかわる事項ではないというべきであるから，控訴人らの上記主張はその前提を欠いており失当である。
(ケ)我が国における本件原発以外の原子力発電所の異常事象例等と本件
安全審査について
①敦賀原発１号機における事象例等
ａ給水加熱器からの冷却材漏出事象
控訴人らは，敦賀原発１号機における給水加熱器からの冷却材漏出事象に照らすと，設計で採用されている機器や設備が技術的に信頼性を有するか否か，あるいは現実にその機器や設備が設計どおりに機能するかどうかについても確認する必要があるから，これを看過した本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の九１(一)(1)。）
そして，敦賀原発１号機（沸騰水型原子炉）において，昭和５６年１月１０日，その冷却材系Ｂ系列第４給水加熱器胴体部分の溶接部分に生じたひび割れから放射性物質が漏洩したこと，このため，同月１４日，漏洩箇所のひび割れ部分に当て板を溶接して補修し，次いで同月２４日，再度，上記漏洩箇所から放射性物質の漏洩があったので，補修をしたことは，いずれも当事者間に争いがない。しかし，上記争いのない事実と証拠（乙３９ないし４２）及び弁論の全趣旨によると，(ａ)敦賀原発１号機において，昭和５６年１月１０日午後７時３０分から同日午後８時３０分ころの運転員の巡視の際，Ｂ系統第４給水加熱器の胴体部分下部からドレン水（給水を加熱した蒸気が凝縮する等により胴体内下部にたまった温水で，復水器に戻されるもの）が数秒間に１滴程度漏洩しているのが発。見されたこと，(ｂ)この小漏洩の原因は，胴体部分の昀終溶接線近傍に発生したひび割れによるものであることが確認され，同月１４日１８時から翌１５日１時３０分ころにかけ，応急の補修作業として，漏洩箇所に当て板を溶接する作業が実施されたこと，(ｃ)更に同月２４日午後３時から同日午後４時ころの運転員の巡視の際に，上記漏洩箇所付近から同程度の漏洩が発見されたこと，(ｄ)同漏洩の原因は，当て板溶接部の近傍に発生した新たなひび割れによるものであることが確認され，同月２８日１５時から１７時ころにかけて，応急の補修作業としてコーキング（平たがねと金槌によりひび割れ周辺部を叩き，ひび割れを圧縮することにより漏れ止めを行うこと）が実施されたこと，(ｅ)その後，上記漏洩の原因は，給水加熱器胴体部分溶接部が２度にわたり溶接されたことから，２度目の溶接に際し，その溶接部に１度目の溶接部との関係において胴体内面に応力集中を生じやすい切欠き状の溝等が生じ，その結果，ひび割れが発生したことが認められる。


そうすると，敦賀原発１号機の上記ドレン水漏洩事象は，給水加熱器製造時における溶接施工上の問題に起因する事象であって，原子炉施設の詳細設計段階以降における安全規制の対象である施工管理及び運転管理に属する事項であり，原子炉設置許可に際しての安全審査の対象事項ではないから，本件安全審査の合理性を何ら左右するものではないというべきである。
ｂ濃縮廃液貯蔵タンクからの濃縮廃液漏出事象
控訴人らは，敦賀原発１号機における濃縮廃液貯蔵タンクからの濃縮廃液漏出事象については，塩害の影響が原因であるにもかかわらず，安全審査では機器の材質に及ぼす塩害の影響については全く考慮されていないから，これを看過した本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の九１(一)(2)。）
しかしながら，敦賀原発１号機において，昭和５６年１月１９日，その放射性廃棄物処理建家内濃縮廃液貯蔵タンク２基の配管つけ根部分に穴があき，同箇所から放射性廃液が漏洩する事象があったことは，当事者間に争いがなく，すると，敦賀原発１号機の上記濃縮廃液貯蔵タンクから濃縮廃液が漏出した事象の原因は，そのタンク２基の配管つけ根部分に穴があいていたことにあるから，同事象は原子炉施設の施工管理及び運転管理に起因するものであると認められる。
したがって，敦賀原発１号機の上記濃縮廃液貯蔵タンクからの濃縮廃液漏出事象の防止対策については，原子炉設置許可に際しての安全審査の対象事項ではなく，原子炉施設の詳細設計段階以降における安全規制の対象である施工管理及び運転管理に属する事項であるから，この点に関する本件安全審査に不合理な点はないというべきである。
ｃフィルタスラッジ貯蔵タンクからの放射性廃液漏出事象控訴人らは，敦賀原発１号機におけるフィルタスラッジ貯蔵タンクからの放射性廃液漏出事象については，廃棄物処理施設の真下に一般配水施設があるという構造的欠陥があることを見落としていたことが原因であって，現実にその機器や設備が設計どおりに機能し安全であるかどうかについても確認する必要があるから，これを看過した本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の九１(一)(3)。）
そして，敦賀原発１号機において，昭和５６年３月７日ころ，放射性廃棄物処理旧建家内のフィルタスラッジ貯蔵タンクから放射性廃液がオーヴァーフローし，同建家内に流出したこと，廃液の一部が洗濯廃液濾過装置室床下にある一般排水路に漏出したことは，当事者間に争いがない。
しかし，上記争いのない事実と証拠（乙３９ないし４２）及び弁論の全趣旨によると，(ａ)敦賀原発１号機においては，昭和５６年３月７日午後８時２０分ころから，フィルタスラッジをサージタンクから貯蔵タンクに移送する作業が行われ，上記移送作業の終了後の同日午後９時３５分ころ，移送配管の洗浄作業が開始されたこと，(ｂ)上記洗浄作業を担当していた運転員らは，洗浄作業中であることを忘却し，洗浄系弁の操作スイッチがある廃棄物処理旧建家内の制御盤及び洗浄系弁設置場所から引継のために中央制御室に帰室してしまったこと，(ｃ)その際，旧建家内の制御盤にある洗浄系弁の開閉状態を示す表示灯は，故障したまま放置されていたため，上記洗浄作業に際し，洗浄系弁が開かれたにもかかわらず，洗浄系弁が閉じていることを示す緑色の表示になっていたこと，(ｄ)その結果，洗浄水は，貯蔵タンクへ流入し続け，上記貯蔵タンク，ドレンタンクがいずれもオーヴァーフローし，オーヴァーフローした廃液は，配管を通してサンプに流入し，更にこのサンプから建家の床面に溢れ出たこと，(ｅ)この間，廃棄物処理建家内の制御盤における上記貯蔵タンクの水位計の異常に気付いた者はなく，また，廃棄物処理新建家内の制御盤に示される貯蔵タンク室のサンプにたまった廃液を回収するサンプポンプの作動状況，サンプの水位が異常に高くなったことを示す警報に気付いた者もいなかったこと，(ｆ)貯蔵タンク室においてサンプから床に溢れ出た廃液のほとんどは，更に，建家内の通路を経由して床ドレンファンネルに至り，階下の廃液中和タンクに回収されたが，一部は，隣室の洗濯廃液濾過装置室に流れ込み，同室の内側の壁面に沿って設置された４本の電線管の床埋込み部周辺に生じていた細孔及び同室の壁面に沿って存在する側溝の一部に生じていた微細なひび割れを通して，床下に埋設されていた一般排水路へ漏洩したこと，(ｇ)同月８日１１時における運転員による巡視によって，漸く廃液の漏洩が発見され，洗浄系弁が閉じられ，廃液漏洩の拡大を防止する措置が講じられたこと，(ｈ)上記廃液の廃棄物処理旧建家床面のオーヴァーフロー量は１４．５ないし１５ｍ，そのうち回収量は約１４ｍ，一般排水路への漏洩は約
３３
１ｍと推定され，上記一般排水路への漏洩廃棄物に含まれていた３放射性物質の量は，十数ミリキュリーから数十ミリキュリーと推定されていることが認められる。
そうすると，敦賀原発１号機における上記放射性廃液漏洩事象の主要な原因は，(ａ)運転員が洗浄系弁を閉め忘れたこと，(ｂ)運転員が貯蔵タンクの水位の異常を看過したこと，(ｃ)運転員がサンプポンプの作動を示す表示やサンプの水位の異常を示す警報を看過したこと，(ｄ)洗濯廃液濾過装置室の床にひび割れ等があったことであるから，いずれも，原子炉の運転管理に起因するものであり，原子炉設置許可段階における原子炉施設の基本設計の安全性にかかわるものではないから，本件原子炉施設の基本設計において災害の防止上支障のないものとした本件安全審査の判断を左右するものではないというべきである。
したがって，控訴人らの上記主張は失当である。
②福島第二原発３号機における事象例
控訴人らは，福島第二原発３号機において，昭和６４年１月１日，再循環ポンプに異常振動が発生する事象が発生し，杜撰な運転管理が行われていたが，この共振現象などの発生を看過した本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の九１(三)。）
まず，福島第二原発３号機（沸騰水型原子炉）において，昭和６４年１月１日に再循環ポンプに異常振動が発生する事象が発生したことは，当事者間に争いがない。


しかし，上記争いのない事実と証拠（甲１５１の①ないし⑪，１７９の⑧，１８２，１８９の①ないし⑨，乙５５の①②並びに③の(1)及び(2)，５７の①ない③，原審における証人Ｐ３２及び同Ｐ４の各証言）及び弁論の全趣旨によると，ａ福島第二原発３号機において，昭和６４年１月１日午後７時ころ，その再循環ポンプに異常振動が発生し，ポンプ回転軸の振動計が振り切れ，警報が鳴ったこと，ｂ運転員は，出力を下げて運転を継続したが，その後も振動は続き，同月６日，再び，振動計の警報装置が作動したので，更に出力を下げたが，回復せず，同日午後，翌日に予定した定期検査のため，原子炉を停止したこと，ｃ上記異常振動の原因が調査された結果，再循環ポンプ内部の回転軸を支える直径１ｍ，重さ１００㎏の水中軸受リングが割れて脱落し，一部が下にあった羽根車に当たり，羽根車も長さ４４㎝，幅８㎝にわたって破壊され，更に，水中軸受リングを支えていたボルトや座金も破損し，金属片が燃料棒や圧力容器内各部に金属粉となって付着していることが判明したこと，ｄ上記再循環ポンプ損傷は，水中軸受リングの共振と水中軸受リングの溶接が不十分であったことが原因であり，水中軸受リングの溶接部の強度が共振によって生ずる応力を下回らないように施工すれば，上記損傷を防止することができたことが認められる。
そうすると，上記再循環ポンプ損傷事象については，溶接方法の不備に起因するものというべきであるので，原子炉施設の詳細設計段階以降における安全規制の対象である施工管理及び運転管理に属する事項であるから，原子炉設置許可に際しての安全審査の対象事項ではないというべきである。
したがって，控訴人らの上記主張はその前提を欠いており失当である。
③美浜原発２号機における事象例
ａ控訴人らは，美浜原発２号機において，平成３年２月９日，蒸気発生器伝熱管損傷事象が発生したところ，その原因は同伝熱管の疲労劣化及びこれを無視した供用の連続にあり，そして，加圧器逃し弁が故障していたため，ＥＣＣＳが十分に機能しなかったことにより，燃料棒の冷却が妨げられ，水とジルコニウムの反応による燃料棒破損という危機的な状況も発生するおそれがあったので，設計で採用されている機器や設備が技術的に信頼性を有するか否か，あるいは現実にその機器や設備が設計どおりに機能するかどうかについても確認する必要があるから，これを看過した本件安全審査には瑕疵がある旨主張する（原判決第二編第一章第六節第二款第二の九１(四)。
まず，美浜原発２号機（加圧水型原子炉）において，平成３年２月９日，その蒸気発生器伝熱管が損傷したことは，当事者間に争いがない。
しかし，上記争いのない事実と証拠（甲１９８，乙５６の①ないし③，原審における証人Ｐ３２の証言）及び弁論の全趣旨によると，ａ美浜原発２号機において，平成３年２月９日午後０時１６分，その蒸気発生器ブローダウン水モニターの指示値が「注意信号」を発し，同日午後１時４０分ころから原子炉圧力が急降下し，放射線高のアラームが鳴ったこと，ｂ運転員らは，原子炉停止作業に掛かろうとしたところ，原子炉圧力が１６０気圧から１００気圧まで１気に下がり，原子炉はスクラム状態となって，ＥＣＣＳ高圧注入系が作動したこと，ｃ運転員らは，蒸気発生器伝熱管の破断に気付き，破断した蒸気発生器の隔離を行うなどの措置を講じたが，同日午後２時４８分，二次冷却系側への水抜けが止まるまでに一次系から二次系に約５５トンの冷却材が流出したことが認められる。ｂもっとも，甲１９０ないし１９３には美浜原発２号機のＥＣＣＳは，設計どおりには完全に作動しなかった旨の各記載部分があり，原審における証人Ｐ４の証言中にも同様な供述部分が存する。しかし，証拠（乙５６の①ないし③）及び弁論の全趣旨によると，美浜原発２号機における上記蒸気発生器伝熱管損傷事象に対する再現解析の結果によって，当該事象においてはＥＣＣＳは設計どおりに作動し，炉心の冠水は維持され，炉心の健全性に影響はなかったことが確認されている上，燃料集合体シッピング検査の結果からも燃料集合体に異常は認められなかったことが確認されていることが認められる。
上記認定事実に照らすと，上記甲１９０ないし１９３の各記載部分並びに原審における証人Ｐ４の供述部分は，いずれも不自然であって，乙５６の①ないし③に照らすと採用することができない。ｃそうすると，上記美浜原発２号機における事象例においてＥＣＣＳが十分に機能しなかったことを前提とする控訴人らの上記主張はその前提を欠いているというべきである。のみならず，敦賀２号機は，加圧式軽水炉（ＰＷＲ）であって，本件原子炉（ＢＷＲ）とは異なるから，美浜原発２号機における上記蒸気発生器伝熱管損傷事象の発生が，本件原子炉施設の基本設計において災害の防止上支障のないものとした本件安全審査の判断を左右するものではないというべきである。
したがって，控訴人らの上記主張は理由がない。
(コ)ＴＭＩ事故と本件安全審査について
控訴人らは，原子炉設置許可段階の安全審査においては，ＴＭＩ事故を教訓として我が国の安全確保対策に反映した厳格な審査をすべきであるから，ＴＭＩ事故を検討していない本件安全審査には欠陥がある旨主張するので，以下，検討する。
①ＴＭＩ事故の経過等について（この点に関する当事者の主張は，原判決第二編第一章第六節第二款第二の九２及び第二編第二章第六節第二の二３(八)）


ａ(ａ)スリーマイルアイランド（ＴＭＩ）原発は，米国ペンシルヴェニア州スリーマイル島にある原発であって，同原発には，バブコック・アンド・ウィルコックス社設計の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）が２基設置されており，ＴＭＩ事故は，ＴＭＩ２号機（電気出力９５万９０００ｋＷ，昭和５３年１２月営業開始）で発生したこと，(ｂ)昭和５４年３月２８日午前４時（米国東部時間）ころ，運転中の２号機において，復水器を通過して水に戻った二次冷却水を蒸気発生器へ給水するために二次冷却系に設けられている主給水ポンプ２台が突然いずれも停止し，これにより蒸気発生器への給水が停止したこと，(ｃ)このために，上記主給水喪失時に，直ちに蒸気発生器に給水し，一次冷却系の除熱を確保するために設けられていた補助給水系の補助給水ポンプがすべて自動的に起動したが，本来開けられているべき補助給水ポンプの出口側の弁が閉じられたままの状態で運転されていたため，蒸気発生器における一次冷却系の除熱能力が失われたこと，(ｄ)一方，一次冷却系においては，温度，圧力が急速に上昇し，主給ポンプ停止の３秒後（以下，経過時間は主給ポンプ停止後の時間をいう）には，一次冷却系の圧力が上昇する。ことを抑制することを目的として加圧器に設けられている加圧器逃し弁が開き，蒸気と熱水が格納容器ドレンタンクに流入したこと，そして，(ｅ)その８秒後には，原子炉緊急停止装置が作動して，原子炉が自動停止したこと，(ｆ)上記加圧器逃し弁の開放及び原子炉停止によって，一次冷却系の圧力は急速に低下し，加圧器逃し弁が閉止すべき圧力以下に低下したこと，しかし，(ｇ)加圧器逃し弁は，開放状態のまま固着して閉止せず，遂には，ドレンタンクのラプチャーディスクを破壊させ，冷却材は，格納容器内の格納容器サンプへと流出し続けたこと，(ｈ)その２分２秒後，炉内圧力低下により，ＥＣＣＳの一つである高圧注入系が自動起動し，原子炉内に注水を開始したこと，(ｉ)そこで，運転員は，圧力調整が不能となることを恐れ，手動でポンプを停止したり，流量を絞ったりしたが，原子炉の炉心が損傷したこと，(ｊ)その２時間２０分後，運転員は，加圧器逃し弁の開放固着に気付き，加圧器逃し弁の元弁を手動で閉じたこと，(ｋ)希ガスの環境への放出量は，約２５０万キュリーと報告され，また，ヨウ素１３１の環境への放出量は，約１５キュリーと報告されていることは，いずれも当事者間に争いがない。ｂ上記争いのない事実と証拠（甲２，５，２７ないし２９，乙９，４３，４４の①②，いずれも原審における証人Ｐ１，同Ｐ４の各証言）及び弁論の全趣旨によると，以下の事実が認められる。(ａ)ＴＭＩ２号機は，電気出力９５万９０００ｋＷの加圧水型原子炉（ＰＷＲ）であり，昭和５３年１２月に営業運転を開始し，昭和５４年３月２８日にＴＭＩ事故を起こした。
(ｂ)ＴＭＩ２号機においては，ＴＭＩ事故前から，次のような運転がなされていた。
ｉ加圧器逃し弁又は安全弁から毎時約１．４ｍもの一次冷却３材が漏洩し，そのため，上記各弁の出口配管温度が８２℃以上を示していたにもかかわらず，何らの措置もとられず，長期間運転が継続されていた。
ii主給水喪失時に直ちに蒸気発生器に給水し，一次冷却系の除熱をするために設けられていた補助給水系の補助給水ポンプの出口側の弁２個が，いずれも閉じられたままの状態で運転された。
，iiiＥＣＣＳの不必要な起動がＴＭＩ事故前までに４回もありそれによる様々なトラブルが生じていたこともあって，運転員は，ＥＣＣＳの起動信号が発信した時は直ちにこの起動信号を切り，すぐに手動操作に移れるように指示されていた。(ｃ)事故の直前，ＴＭＩ２号機は，定格の約９７％の出力で運転されていたところ，事故の約１１時間前から，二次冷却系の脱塩塔からイオン交換樹脂を再生するための移送作業が行われていたが，この移送配管に樹脂が詰まったため，移送作業が難航していた。そして，昭和５４年３月２８日午前４時３７秒，主給水ポンプ２台が突然いずれも停止し，ほとんど同時にタービンが停止した。上記主給水ポンプの停止の原因は，樹脂移送用の水が弁等を制御する計装用空気系に混入し，脱塩塔出入口の弁が閉じたためであると推定されている。
(ｄ)蒸気発生器への給水が停止したため，直ちに補助給水系の補助給水ポンプがすべて自動的に起動したが，本来開けられているべき補助給水ポンプの出口側の弁が閉じられたままの状態で運転されていたため，蒸気発生器における一次冷却系の除熱能力が失われ，一次冷却系においては，温度，圧力が急速に上昇し，主給ポンプ停止後３秒（以下，経過時間は主給ポンプ停止後の時間をいう）には，加圧器逃し弁が開き，蒸気と熱水が。格納容器ドレンタンクに流入した。
そして，８秒後には，原子炉緊急停止装置が作動して，原子炉が自動停止した。
(ｅ)上記加圧器逃し弁の開放及び原子炉停止によって，一次冷却系の圧力は急速に低下し，加圧器逃し弁が閉止すべき圧力以下に低下したが，加圧器逃し弁は，開放状態のまま固着して閉止しなかった。
しかし，中央制御室における上記弁の開閉表示は，上記弁の開閉状態を直接検出してこれを表示するものではなく，弁の開閉を指示する電気信号の状態を間接的に表示する方式のものであったため，現実には，弁が開放固着していたにもかかわらず，「閉」の状態を表示した結果，運転員は，上記表示を見て，設計どおり上記弁が閉止したものと判断した。
ところが，現実には加圧器逃し弁は，閉止しなかったため，一次冷却材が上記弁から流出し，小破断冷却材喪失事故の状態となった。
(ｆ)一方，二次冷却系では，上記主給水ポンプ停止により，補助給水ポンプ３台がすべて設計どおり自動起動したが，上記(ｄ)のとおり，本来開かれているべき補助給水ポンプの出口側の弁２個が閉じられていたので，蒸気発生器に二次冷却材を注入することができなかった。このため，約２分後には，蒸気発生器の二次側の水はほとんど蒸発してしまい，蒸気発生器による除熱能力は急速に低下した。