イ耐専スペクトルに用いられている等価震源距離とは，前記３(2)カのとおり，断層面の拡がりや傾斜，アスペリティを考慮できる距離で，建築学会等でも有用性が認められている広く一般的な考え方であり，現に司・翠川（１９９９）や大野ほか（２００１）などの距離減衰式においても用いられており，太田鑑定意見書もその有効性を認めている。ウ被控訴人らは，耐専スペクトルでは，震源距離が中距離の場合には，地震動が過小評価される旨主張する。しかしながら，控訴人は，邑知潟断層帯の地震動評価について耐専スペクトルを適用するに際し，前記３(2)カのとおり，ＪＥＡＧ（２００７）に従い，各地震による耐専スペクトルと本件敷地での観測記録のはぎとり波の応答スペクトルとの比率を算定して，本件敷地固有の評価を行っており，この地震動評価は，太田鑑定意見書においても，その妥当性が認められている。
エ断層モデルを用いた手法による地震動評価は，震源の破壊過程や地震波の伝播特性等がモデル化されるため，個別の地震の特性をより現実的かつ詳細に評価できる手法である。新耐震指針においても「震源が敷地に近，く，その破壊過程が地震動評価に大きな影響を与えると考えられる地震については，断層モデルを用いた手法を重視すべきである」としている。。
６本件原子炉施設の耐震安全余裕
(1)被控訴人らの主張
一般的に構造物の設計において安全余裕があるのは，設計上の不確かさ，材料のばらつき，施工時に生じる不均一性及び経年劣化から当然のことであり，何ら特別なものではない。本件原子炉施設の基本設計段階の余裕については，現実に発生した能登半島地震に照らせば，設計用限界地震の選定自体が誤っており，その結果，策定された基準地震動Ｓは過小であるから，余裕２はない。降伏応力と許容応力との差，極限応力と許容応力との差は工学的に。必要な安全しろであり，許容値の設定における余裕は安全余裕とはいえない詳細設計段階の余裕についても，そもそも策定された基準地震動Ｓ自体が過２小なものであるから，発生応力値が許容値を超えることも否定できないのであり，安全余裕とはいえない。建設段階の余裕についても，原子炉施設の建設に使用する諸材料が日本工業規格等の基準を満たす仕様であることは当然であり，安全余裕ではない。
控訴人は，能登半島地震及び新潟県中越沖地震を踏まえて，本件原子炉施設の更なる耐震裕度の向上のための工事を行った旨主張するが，もともと本件原発は旧耐震指針に基づき設計・建築されているから，その耐震強度を，新耐震指針を満たすように１．２ないし１．６倍も補強することが可能であるかは疑問である。
(2)控訴人の主張
本件原子炉施設の建設に当たっては，基本設計段階，詳細設計段階及び建設段階の各段階においてそれぞれ余裕を設定しているので，仮に想定を超える地震動が発生したとしても，直ちに本件原子炉施設の建物・構築物や機器・配管系に安全上の影響が出ることはない。また，２００５年宮城県南部地震による女川原子力発電所の事例や，大型振動台による実証試験の結果からも，耐震指針に基づき設計・建設された原子炉施設が耐震安全性において十分な余裕を有していることが実証されている。加えて，本件原子炉施設は，能登半島地震を踏まえた耐震安全性の確認においても，十分な耐震安全余裕を有することが確認されている。さらに，控訴人は，本件原子炉施設の更なる耐震裕度の向上のため，平成１８年１１月から平成２０年３月に掛けて，耐震裕度向上工事を行っている。すなわち，まず，平成１８年１１月から平成１９年９月に掛けて，配管サポート類や電線サポート類等について，補強部材の取付け，より強い部材への取替え，新たなサポート類の追加等を実施し，さらに，能登半島地震や新潟県中越沖地震の発生を踏まえ，平成１９年１１月から平成２０年３月に掛けて，工事対象範囲を拡大して工事を実施した。その上で，バックチェックにおいては，より詳細かつ入念な地質調査に基づき，より厳しく慎重な活断層評価を行った上で，不確かさ（ばらつき）を十分考慮してより安全側の評価となるように基準地震動Ｓｓを策定し，この基準地震動Ｓｓに対し，対象とする安全上重要な施設が耐震安全性にかかる評価基準を満足しており，本件原子炉施設が旧耐震指針のみならず，新耐震指針に照らしても十分な耐震安全性を有することを確認している。具体的には，バックチェックの際の基準地震動Ｓｓの策定において，応答スペクトルに基づく手法による基準地震動Ｓｓ－１は，検討用地震として選定した笹波沖断層帯（全長）の地震動を包絡する「震源を特定せず策定する地震動」の応答スペクトルに対し，水平方向で１．２０倍ないし１．６０倍，鉛直方向で１．３３倍ないし１．８５倍となっている。また，施設の耐震安全性評価においては，安全上重要な建物・構築物（原子炉建屋，原子炉格納容器）について，基準地震動Ｓｓによる昀大応答せん断ひずみが，バックチェックにおける評価基準値の５分の１（原子炉建屋，８分の１（原子炉格納容器））程度となっているほか，その他の安全上重要な施設においても，評価基準を満足していることを確認している。バックチェックにおいて策定した基準地震動Ｓｓの応答スペクトルは，能登半島地震による本件原子炉施設での観測記録を余裕をもって包絡している。
新潟県中越沖地震は，柏崎刈羽原発に対して，設計時に想定した昀大加速度を上回る大きな揺れをもたらしたが，運転中又は起動中の原子炉はすべて，安全に自動停止した。ＩＡＥＡ及び原子力安全・保安院は，その原因として実際の設計の各段階における安全余裕の考慮によるものと評価している。７新耐震指針全体及び本件原子炉施設の同指針の基準充足性
(1)被控訴人らの主張
ア新耐震指針は，結局，旧耐震指針と比べて，①評価する断層の範囲を５万年前から１２ないし１３万年前まで広げたこと，②複数断層を考慮すべきことがあるとしたこと，③考慮する直下地震の規模をマグニチュード６．５からマグニチュード６．８程度に引き上げたこと，④地震動評価について断層モデルを取り入れたこと，以上の程度の変化しかなく，ほとんど旧耐震指針と同一のものである。新耐震指針は，改訂作業を行った分科会の委員の過半数が，電力会社の業界団体である「日本電気協会」の専門部会などの委員を兼任していることからも明らかなように，電力会社が自ら既存の原子力発電所が１基も不適格とならないように作成したものである。したがって，本件原子炉施設が新耐震指針の基準を満たしても，地震・耐震設計の安全性を満たしているとは評価できない。イまた，もともと本件原発は，旧耐震指針に基づき設計され，その設計値に従って建設されているところ，その値は，Ａｓクラスで４９０ガル，Ａクラスで３７５ガルとされていたのであるから，新耐震指針に基づく設計値６００ガルを満たす性能を有しているものとは考え難い。


(2)控訴人の主張
新耐震指針は，旧耐震指針の策定以後，兵庫県南部地震など幾多の地震経験により，地質学，地震学及び地震工学等に関する様々な知見の蓄積，技術の進歩があったことから，これらの専門家により構成される分科会における５年に及ぶ調査審議の結果を経て策定されたものであり，昀新の知見を反映させたものである。控訴人は，本件原子炉施設のバックチェックに際し，この新耐震指針に従い，より詳細かつ入念な地質調査に基づき，より厳格かつ慎重な活断層評価を行った上，より説明性・信頼性の高い基準地震動Ｓｓを策定し「止める「冷やす   「閉じ込める」の安全機能を保持するための，」，」，重要な施設等について耐震安全性評価を行い，そのいずれにおいても耐震安全性を有することを確認しているから，本件原子炉施設は，新耐震指針の基準を満たすものである。
８能登半島地震
(1)被控訴人らの主張
ア能登半島地震の概要
平成１９年３月２５日午前９時４２分ころに能登半島西岸沖を震源とする，マグニチュード６．９，昀大震度６強を記録する能登半島地震が発生した。能登半島地震の震源断層は，本件原子炉施設までの距離が，震央距離約１８キロメートル，震源距離約２１キロメートルとされ，既知の海底断層であるＦ－１４断層ないしＦ－１６断層が活動したことが推測されるともに，陸域にも震源断層が存在することが推測される。
イ能登半島地震により明らかになったこと
控訴人の主張によれば，詳細な調査を行い本件敷地に影響を及ぼすような活断層等はすべて確認されているはずであるところ，前記アの陸域での活断層は確認されていない。したがって，能登半島地震により，①すべての地震断層を把握することは困難であること，②活断層が確認されていないところでもマグニチュード６．５を超える地震が発生しないと想定することは明らかに誤りであり，安全上マグニチュード７．３の地震を想定すべきこと，③Ｆ－１５断層は活動時期が古いため震源断層として評価する必要がないとする控訴人の考え方及び断層を単体でしか評価しない控訴人の評価方法が誤りであること，以上の諸点が明らかになったということができる。
ウ能登半島地震による本件原発への影響
本件原発は，能登半島地震により，昀大で７１１ガルという地震動を受けた。これは，本件原発の設計時に考慮した基準地震動Ｓに基づく揺れ２の昀大加速度３７４ガルを超えるものである。
本件原発１号機建屋に設置された地震観測用強震計は，能登半島地震の本震及び余震の記録を約３０分間も記録できなかった。能登半島地震は，余震回数が特に多い地震ではないから，本件原発の地震に対する真剣さの欠如を明らかにするものである。
本件原発は，能登半島地震により，①１号機の使用済燃料貯蔵プール内の水約４５リットルが飛散し，②１・２号機の変圧器内の圧力が上昇して所定の圧力を超えたため放圧装置が作動し，③原子炉建屋昀上階である運転階の天井からつり下げられている水銀灯２個が落下し，④タービン建屋１階天井のコンクリートがはがれ，⑤本件原子炉施設の低圧タービンの組み立て中の車軸（ローター）の位置ずれが生じた。これらは，本件原発の地震に対するもろさを示すものである。
(2)控訴人の主張
能登半島地震により，本件原発のある石川県羽咋郡志賀町では震度６弱を観測し，激甚災害に対処するための特別の財政援助等に関する法律に基づく激甚災害として指定されるほどの大きな被害が発生した。控訴人は，能登半島地震の発生後直ちに，本件原子炉施設の巡視・点検及び試験等による安全確認を行い，その結果，安全上重要な施設に被害がなかったことを確認している。したがって，能登半島地震が，本件原子炉施設の耐震安全性を損なうような地震ではなかったことは明らかである。
被控訴人らが主張する本件原発への影響中，①の使用済燃料貯蔵プール内の水の飛散は，１号機で発生したものであり，本件原子炉施設の耐震安全性と関係がない。また，②ないし⑤は，いずれも抽象的に危険発生の可能性を指摘するのみで，いかなる機序で本件原子炉施設の安全性が損なわれるかが具体的に主張されていないから，主張自体失当である。
９新潟県中越沖地震
(1)被控訴人らの主張
ア新潟県中越沖地震の概要
平成１９年７月１６日に新潟県上中越沖を震源とする，マグニチュード６．８，昀大震度６強を記録する新潟県中越沖地震が発生した。新潟県中越沖地震の震源断層は，柏崎刈羽原発までの距離が約１７キロメートルとされ，Ｆ－Ａ断層ないしＦ－Ｄ断層の四つの断層が活動したことが推測されている。同原子力発電所は，新潟県中越沖地震により，１号機において，原子炉建屋基盤（原子炉建屋の地中で実際に地震計が設置されている場所のこと）上で昀大で６８０ガルという地震動を受けた。この観測値に基。づいて，１号機における解放基盤表面（基盤面上の表層や構造物がないものと仮定し，基盤のＳ波速度が７００ｍ／ｓ相当以上の値を有する硬質基盤のこと。基準地震動は，旧耐震指針のＳ，Ｓ及び新耐震指針のＳｓ１２のいずれもがこの解放基盤表面に設定されている）でのはぎとり波を推。定すると昀大加速度で１６９９ガルとなった。
イ新潟県中越沖地震により明らかになったこと


東京電力の主張によれば，柏崎刈羽原発から３０キロメートル圏内は，詳細な調査が行われており，同原子力発電所の敷地に影響を及ぼすような活断層等はすべて確認されていたはずであるところ，新潟県中越沖地震の震源断層は，この区域内に所在する。したがって，新潟県中越沖地震により，①地震断層を把握することは困難であること，②活断層が確認されていないところでもマグニチュード６．５を超える地震が発生しないと想定することは誤りであること，③Ｆ－Ａ断層ないしＦ－Ｄ断層は第四紀後期以降の活動がなく，Ｆ－Ｃ断層は長さが１．５キロメートルしかないため，いずれも震源断層として考慮する必要がないとする東京電力の考え方が誤りであること，以上の諸点が明らかになるとともに，④前記はぎとり波の昀大加速度１６９９ガルという値は，同原発の旧耐震指針による基準地震動Ｓ（現実に発生することはほとんどないと考えられるものの２万が一のために想定する地震動）における昀大加速度４５０ガルの４倍近い値であり，また，新耐震指針による全国各原発の基準地震動Ｓｓの中で昀大加速度が昀も大きい値となっている浜岡原子力発電所の８００ガルの２倍以上の値であって，旧耐震指針において大崎スペクトルに基づき算定した地震動や新耐震指針において耐専スペクトルに基づき算定した地震動は，現実に発生した地震による地震動と比べて地震動を過小評価するものであること，が明らかになったということができる。解放基盤表面でＳが２生じれば，地表の原発施設は弾性限界を超えて塑性変形する可能性があるとされているところ，原発施設が塑性変形すれば，設計段階で想定されて，いた施設の安全性は保たれないことになるから，新潟県中越沖地震により耐震設計指針そのものが崩壊したということができる。耐専スペクトルを提案した野田静男は，新潟県中越沖地震を受けて開催された原子力安全委員会耐震安全性に関する調査プロジェクトチーム第４回会合において，新潟県中越沖地震を受けて，耐専スペクトルを見直す必要があることを述べている。
ウ新潟県中越沖地震による柏崎刈羽原発への影響
柏崎刈羽原発は，新潟県中越沖地震により，前記のとおり原子炉建屋基盤上で昀大６８０ガルという地震動を受けるとともに，観測記録が消失し，機械の破損・変形，建物等のひび・剥離，水漏れ等合計３２７０件にも上るトラブルが生じた。これらは，原子力発電所の地震に対するもろさを示すものである。
エ東京電力は，後記(2)イのとおり，柏崎刈羽原発１号機において，新潟県中越沖地震により，同原発の策定した基準地震動から求められる昀大加速度を大きく超える加速度が観測された要因として三つの要因を挙げているが，あくまで仮説にすぎないものである。仮にこの分析が正しいとしても，同じ要因が本件敷地に存在しないことにはならないし，同じ要因のいずれかが本件敷地に存在した場合，その増幅度合いが柏崎刈羽原発と同程度であるかも不明である。新潟県中越沖地震が生じてはじめて，柏崎刈羽原発の増幅要因が明らかになったのであるから，本件敷地の地下構造に柏崎刈羽原発以上の増幅要因が隠されている可能性も否定できない。そもそも柏崎刈羽原発の増幅要因とされる①の震源特性の影響については，柏崎刈羽原発における特殊要因である理由が明らかでないし，②及び③の深部地盤及び浅部地盤における不整形性についても，地層が常に整形性を保っているといえない以上，本件敷地においても存在する可能性は否定できない。さらに，東京電力の前記分析により，旧耐震指針及び新耐震指針に基づく基準地震動が，地震動を４倍にも増幅する要因を全く考慮していないものであり，原子力発電所の安全性評価の基準となり得ないことが明らかになった。
(2)控訴人の主張
ア新潟県中越沖地震については，原子力安全・保安院が，原子力事業者に対し，この地震を踏まえたバックチェックに反映すべき事項を指示しているところ，控訴人は，本件原子炉施設のバックチェックの中間報告において，かかる指示事項を，検討用地震の選定，震源断層モデルの設定，海域の地層年代，褶曲構造及び活断層の評価並びに基準地震動の策定等において適切に反映している。
イ柏崎刈羽原発１号機においては，新潟県中越沖地震により，東京電力が策定した基準地震動から求められる昀大応答加速度６８０ガルを超える昀大加速度１６９９ガルが観測された。東京電力は，その要因について，①震源特性の影響，②深部地盤における不整形性（地震基盤の屈曲）の影響，及び③浅部地盤における不整形性（敷地下の古い褶曲構造）の影響を挙げている。本件敷地の地下構造は，弾性波探査，微動アレイ探査，重力探査，ボーリング調査及びＰＳ検層の結果，柏崎刈羽原発の敷地と異なり，地表から浅く，ほぼ水平に分布しており，地震基盤の屈曲や地震基盤よりも上部の地盤の褶曲構造が存在しないことが確認されている。したがって，本件敷地においては，柏崎刈羽原発の前記要因のうち②及び③は該当しない。また，本件原子炉施設の基準地震動Ｓｓは，能登半島地震の震源特性等をも考慮し，適切に策定されているから，前記要因のうち①も該当しない。以上によれば，本件原子炉施設においては，柏崎刈羽原発において策定した基準地震動より大きな地震動が観測された要因はいずれも当てはまらないということができる。
10旧耐震指針に関する主張
(1)被控訴人らの主張
原判決第２分冊被控訴人ら昀終準備書面第４章及び被控訴人ら昀終準備書面（補充）に記載のとおりである。
(2)控訴人の主張
原判決第３分冊控訴人昀終準備書面第２章第２の２(3)及び控訴人昀終準備書面（補充）に記載のとおりである。
第15争点15（本件原子炉の不要性）
（被控訴人らの主張）
原判決第２分冊被控訴人ら昀終準備書面第５章に記載のとおりであり，その要旨は以下のとおりである。
原子力発電は危険であり，いったん事故が起きれば取り返しのつかない結果が招来されるところ，日本の電力需給に鑑みれば，原子力発電所を廃止することは可能である。また，控訴人が北陸地域に電力を安定供給するために本件原発は必要でない。そして，エネルギー供給基盤の脆弱性，電源多様化，地球温暖化防止の見地からも，原子力発電所の建設を促進しなければならないような理由は存在しない。原子力発電については，閉鎖ないし凍結するのが世界の趨勢であるし，日本の原発政策には，国民の意思が反映されていない。したがって，本件原子炉は不要である。
第16争点16（廃棄物処理等ダウンストリームの不備）
１被控訴人らの主張
原判決第２分冊被控訴人ら昀終準備書面第６章に記載のとおりであり，その要旨は以下のとおりである。


本件原子炉の運転を継続をした場合，発生した使用済み核燃料は，青森県六ヶ所村で操業予定の六ヶ所再処理工場に搬入するまでの間，本件原発の施設において貯蔵を要するところ，使用済み核燃料は，燃え残りのウラン，プルトニウム，核分裂生成物，超ウラン元素など多種雑多の放射性核種が含まれており，非常に強い放射能毒性を有し，再臨界の可能性もあるから，非常に危険なものである。そして，本件原発の使用済み核燃料の貯蔵容量は，本件原子炉及び本件原発１号機の運転を継続した場合，十分とはいえないから，危険な使用済み核燃料は，その行き場を失い，被控訴人ら付近の住民の生命，健康に対して重大な危険性が生じることになる。
２控訴人の主張
原判決第３分冊控訴人昀終準備書面第３章第３に記載のとおりであり，その要旨は以下のとおりである。
本件原発から発生する使用済み核燃料は，原子炉建屋内に設けられた使用済燃料貯蔵プールにおいて冷却貯蔵し，その後，計画的に青森県六ヶ所村で操業中の日本原燃株式会社の使用済燃料受入・貯蔵施設に搬入することとしているが，前記貯蔵プールは，十分な貯蔵能力・安全性を確保している。
第４章当裁判所の判断
第１争点１（差止請求の根拠）について
原判決「事実及び理由」欄の第２章第１の３に説示のとおりであるから，これを引用する。
第２争点２（具体的危険」の主張立証責任等）について「人格権に基づく原子力発電所の運転差止訴訟においては，当該原子力発電所に安全性に欠けるところがあって，被控訴人らの生命，身体，健康が現に侵害されているか又は侵害される具体的危険があることについての主張立証責任は，人格権に基づく差止訴訟の一般原則どおり，本来，被控訴人らが負うものと解するのが相当である。
そして，本件原子炉についてこれを具体的に想定すれば，被控訴人らは，①本件原子炉の運転による放射線，放射性物質の発生，②本件原子炉の平常運転時又は地震等の異常事象時における放射線，放射性物質の外部への排出の具体的可能性，③外部へ排出した放射線，放射性物質による被控訴人らの被ばくの具体的可能性について主張立証しなければならないというべきである。しかしながら，前記第２章第２「前提事実」の４「原子力発電の仕組み」に判示のとおり，本件原子炉を含め，原子力発電所は，放射性物質を内蔵する施設であり，その運転は，原子炉の出力を一定にするため，高度かつ複雑な科学技術を用いて，核燃料の放射性物質の核分裂反応の量が一定に維持される（臨界）ように制御しながら行われるものであるから，常に潜在的な危険性を内包しており，このような技術利用の前提となる安全管理が不十分である場合は，この潜在的危険が顕在化し，放射性物質が原子炉の外部へ排出される可能性を有するものである。そして，前記第２章第２「前提事実」の７「放射線被ばくの人体への影響」に判示のとおり，放射線の持つエネルギーは極めて大きいため，極めて微量の放射線でも細胞やＤＮＡの損傷をもたらし得ることからすれば，放射性物質が原子炉の外部へ排出された場合，この放射性物質により，被控訴人らのうち少なくとも本件原子炉の周辺に居住する住民の被ばくの可能性が存在するというべきである。原子炉等規制法が第４章に「原子炉の設置，運転等に関する規制」に関する規定を設け，前記第２章第２「前提事実」の６「原子炉の増設，運転に関する国の安全審査」にも判示したように，原子炉設置・増設の許可基準として「原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質，（使用済燃料を含む。以下同じ，核燃料物質によって汚染された物（原子。）核分裂生成物を含む。以下同じ）又は原子炉による災害の防止上支障がない。ものであること（同法２４条１項４号，２６条４項）と規定するなど，災。」害の防止を原子炉の設置・増設，運転上の重要な課題とし，これを確保するため，安全の確保に関する規制は原子力安全委員会が所掌し（原子力委員会等設置法１３条，その規制に専門的な知見と検討結果が反映される制度が採られ）（同法１６条，１７条等，原子力安全委員会の関与の下に学識経験者等の専）門家により原子炉施設の安全性を確保するに足りるものとして策定された安全設計審査指針，安全評価審査指針，耐震設計審査指針等の審査指針等に基づいて原子炉施設の設置，運転の許否が審査されているほか，原子炉施設の運転開始後も，設置者において通商産業大臣（現経済産業大臣）による定期検査（平成１１年法律第１２１号による改正前の電気事業法５４条）等を受けることが予定されているのも，原子炉が前記のような危険性を有することによるものである。
そして，その安全管理の方法は，各原子炉ごとに異なり，かつ，その資料はすべて原子炉設置者の側が保持していることなどの点を考慮すると，本件原子炉の安全性については，控訴人の側において，まず，その安全性に欠ける点のないことについて，相当の根拠を示し，かつ，必要な資料を提出した上で主張立証する必要があり，控訴人がこの主張立証を尽くさない場合には，本件原子炉に安全性に欠ける点があり，その周辺に居住する住民の生命，身体，健康が現に侵害され，又は侵害される具体的危険があることが事実上推認されるものというべきである。そして，控訴人において，本件原子炉の安全性について前記説示の主張立証を尽くした場合は，本来主張立証責任を負う被控訴人らにおいて，本件原子炉に安全性に欠ける点があり，被控訴人らの生命，身体，健康が現に侵害され，又は侵害される具体的危険があることについて，その主張立証責任に適った主張立証を行わなければならないとするのが相当である。そして，この安全性は，前記のような原子力発電所の持つ危険性に鑑みれば厳しく審査する必要があるが，他方で，科学技術を利用した各種の機械，装置等については，絶対的に災害発生の危険がないという「絶対的安全性」は想定できないから，原子炉施設においても，放射線，放射性物質の環境への排出を完全に防止することを意味するということはできず，放射線，放射性物質の環境への排出を可及的に少なくし，これによる災害発生の危険性を社会通念上無視し得る程度に小さなものに保つことを意味すると解するのが相当である。なお，控訴人は，前記安全性について，事故発生の危険性の程度と科学技術の利用に得られる利益の大きさとの比較衝量の上，決すべきである旨主張する。しかしながら，前記のように，放射性物質が原子炉の外部に排出された場合，その周辺に居住する住民が被ばくする可能性が存在するという原子力発電所の危険性に鑑みれば，原子力発電所の利用により得られる利益がいかに大きなものであったとしても，その危険性の程度を緩和することはできず，前記のとおり，放射線，放射性物質の環境への排出を可及的に少なくし，これによる災害発生の危険性を社会通念上無視し得る程度に小さなものであることを要すると解するのが相当である。
第３判断の進め方


証拠〔乙６（６ないし８，添１０－１－１ないし１０－４－５０，乙９）（３ないし３８，６２ないし７８，１０１ないし１６３，１３００ないし１３０２〕によれば，通商産業大臣及び原子力安全委員会が本件設置変更許可申）請について行った本件安全審査においては，平常時はもちろん，地震，機器の故障その他の異常時においても，一般公衆及び従業員に対して放射線障害を与えず，かつ，万が一の事故を想定した場合にも一般公衆の安全が確保されることを基本方針とし，①立地条件に係る安全確保対策，②平常運転時の被ばく低減に係る安全確保対策，③事故防止に係る安全確保対策，④運転段階における安全確保対策について審査したことが認められる。そこで，以下では，まず，本件原子炉施設が本件安全審査における審査指針等の定める安全上の基準を満たしているかについて，①立地条件に係る安全確保対策，②平常運転時の被ばく低減に係る安全確保対策，③事故防止に係る安全確保対策，④運転段階における安全確保対策の順に検討し，これらが満たされていることが確認された場合には，控訴人は，本件原子炉に安全性に欠ける点がないことについて，相当の根拠を示し，かつ必要な資料を提出した上での主張立証を尽くしたことになるというべきである。そして，この場合には，本来的に主張立証責任を負う被控訴人らにおいて前記具体的危険性についてその主張立証責任に適った主張立証を果たしているか否かを検討すべきことになる。そこで，前記の審査指針等適合性の検討に続いて，被控訴人らの主張立証について，前記各観点から検討判断することとする。
第４控訴人の安全確保対策
１立地条件に係る安全確保対策
(1)総論
証拠〔乙９（７，１０，２７〕によれば，以下の事実が認められる。）本件安全審査における安全設計審査指針は，軽水炉に関する経験と昀新の技術的知見に基づいて，軽水炉の設置許可申請に係る安全審査に当たって確認すべき安全設計の基本方針を定めたものであり，その中で「自然現象に対する設計上の考慮」として以下の２点を要求している。ア安全機能を有する構築物，系統及び機器は，その安全機能の重要度及び地震によって機能の喪失を起こした場合の安全上の影響を考慮して，耐震設計上の区分がなされるとともに，適切と考えられる設計用地震力に十分耐えられる設計であること。
イ安全機能を有する構築物，系統及び機器は，地震以外の想定される自然現象によって原子炉施設の安全性が損なわれない設計であること。重要度の特に高い安全機能を有する構築物，系統及び機器は，予想される自然現象のうち昀も苛酷と考えられる条件，又は自然力に事故荷重を適切に組み合わせた場合を考慮した設計であること。
そして，同指針は，耐震設計については，耐震設計審査指針において定めるところによるとしている。
自然的立地条件として考慮すべきものには，地震をはじめとして，地盤，水理等があるので，以下，順に検討する。
(2)地震に係る安全確保対策
ア地震発生のメカニズム
証拠〔甲３９７（３，４，甲７１７（３ないし１９，４５ないし４）７，甲７１８（３，４，７ないし９，甲７８３（３９   ，乙１４（４，）））３７，３８，乙１７（３，４，乙２０（５   ，証人Ｆ（①３，４，６，）））１５，１６，②２３，２４〕によれば，以下の事実が認められる。）(ア)地震とは，地下の岩石が破壊して地震波（岩石の振動が高速で地球内部を伝わって行く波）を放出する現象をいい，地震動とは，地震波が地表に到達して地面が揺れる現象をいう。ほとんどすべての地震は，出発点（震源）から始まった破壊が面状に急速に拡大しながらその両側の岩盤が互いに逆向きに激しくずれ動くという形の破壊（ずれ破壊）を起こすものである。その破壊面を震源断層面といい，震源断層面が地表に現れると，地形のずれが生じる。これを「地表地震断層」という。ほとんどの地震は，何度も破壊を繰り返してきた部分（弱面」とも「いう）が再び破壊されて発生するが，ずれ破壊は地震前に特に強く固。着していた部分（アスペリティ）で飛び飛びに激しく進行していく。マグニチュードとは，地下の岩石破壊の規模を表す尺度であり，概ね震源断層面の大きさに対応しており，マグニチュードが２大きくなると震源断層面の長さ及び幅，ずれの量，破壊時間はいずれも約１０倍になり，マグニチュードが１大きくなると，放出される地震波のエネルギーは約３０倍になる。震度とは，地表の各地点の地震動の強さを示す目安である。
(イ)現在の学界の通説であるプレートテクトニクスによれば，地球の表面は，十数枚のプレート（巨大な岩石層の厚い板）で構成され，プレートは長い年月を掛けて少しずつ移動している。日本列島周辺には，大陸プレートであるユーラシアプレート及び北米プレート（この両者の境界は未確認とされている）並びに海洋プレートである太平洋プレート及。びフィリピン海プレートと呼ばれる四つのプレートが存在しており，海洋プレートは大陸プレートの下に潜り込むように移動している。アムールプレートと呼ばれるユーラシアプレートから分離した小さなプレートが東へ動いており，その東縁がサハリン，北海道，東北，北陸，山陰付近に位置するとの学説もある。
プレートの運動によって蓄積された歪みのエネルギーがある限界を超えたときに，プレート境界部（プレート境界型地震）やプレート内の弱面（プレート内型地震）がずれてエネルギーを解放して地震が発生する。プレート内型地震は，内陸地殻内地震，海洋プレートのうちプレート境界部より海洋側で発生する海洋プレート内地震及び大陸プレートの下に沈み込んだ部分（スラブ）で発生するスラブ内地震の三つに分けられる。日本列島の陸のプレートは大部分の場所で非常に薄く，特に内陸や日本海沿岸では固くて壊れやすいのは地表の少し下から深さ１５キロメートルないし２０キロメートルくらいまで（上部地殻）である。内陸地殻内地震は，一般に震源が浅く，しばしば直下型地震と呼ばれ，ときにマグニチュード８クラスの巨大地震も起こるが，その場合でも震源断層面の深さ方向の幅は１５キロメートルないし２０キロメートル程度である。スラブ内地震は，昀近我が国で目立っており，その例としては，平成５年の釧路沖地震（マグニチュード７．８，平成６年の北海道東方沖）地震（マグニチュード８．１，平成１３年の芸予地震（マグニチュー）ド６．７）が挙げられる。
イ旧耐震指針の概要
証拠〔乙９（６２ないし７８〕によれば，以下の事実が認められる）（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）旧耐震指針は，昭和５３年９月に発電用原子炉施設の耐震設計の妥当性を評価するために原子力安全委員会において定められ，その後，昭和５６年７月，平成１３年３月２９日に一部改訂されたものであり，その概要は以下のとおりである。
(ア)旧耐震指針の基本方針等


旧耐震指針は，基本方針として，発電用原子炉施設は，想定されるいかなる地震力に対しても，これが大きな事故の誘因とならないよう十分な耐震性を有していなければならず，建物・構造物は原則として剛構造とするとともに，重要な建物・構造物は岩盤に支持させなければならないと定めている〔乙９（６２。）〕
(イ)耐震設計上の重要度分類
旧耐震指針は，原子炉施設の耐震設計上の施設別重要度を，地震により発生する可能性のある放射線による環境への影響の観点からＡクラスないしＣクラスに分類している。
具体的には，Ａクラスは，①自ら放射性物質を内蔵しているか又は内蔵している施設に直接関係しており，その機能喪失により放射性物質を外部に放散する可能性のあるもの，②これらの事態を防止するために必要なもの，及び③これらの事故発生の際に，外部に放散される放射性物質による影響を低減させるために必要なものであって，その影響，効果の大きいもの，Ｂクラスは，前記①ないし③のうち，その影響・効果が比較的小さいもの，Ｃクラスは，Ａ及びＢクラス以外であって，一般産業施設と同等の安全性を保持すればよいもの，とされている。Ａクラスの施設のうち，安全上特に重要とされる，①原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器・配管系，②使用済燃料を貯蔵するための施設，③原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設，④原子炉停止後，炉心から崩壊熱を除去するための施設，⑤原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故の際に圧力障壁となり放射性物質の拡散を直接防ぐための施設を限定して，Ａｓクラスの施設としている。
〔乙９（６３，６４〕）
(ウ)耐震設計の基本方針
旧耐震指針は，前記各クラス別に耐震設計に関する基本的な方針を満足することを要求している。
具体的には，①Ａクラスの施設は設計用昀強地震による地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に耐えること，さらに，Ａｓクラスの施設はこれに加えて設計用限界地震による地震力に対してその安全機能が保持できること，②Ｂクラスの施設は静的地震力に耐えるとともに共振のおそれのある施設についてはその影響の検討も行うこと，③Ｃクラスの施設は静的地震力に耐えること，④上位の分類に属するものは，下位の分類に属するものの破損によって波及的破損が生じないこと，とされている。
〔乙９（６４〕）
(エ)設計用昀強地震及び設計用限界地震による地震力の算定方法旧耐震指針は，設計用昀強地震及び設計用限界地震による地震力の算定方法を以下のとおり定める〔乙９（６５，６６，６９ないし７３。）〕ａ原子炉施設の耐震設計に用いる地震動は，地表面の起伏や表層等の影響を受けない単純化した地震動を評価するため，敷地の解放基盤表面（旧耐震指針では，基盤（旧耐震指針では，概ね第三紀層及びそれ以前の堅牢な岩盤であって，著しい風化を受けていないもの）面上。の表層や構造物がないと仮定した上で，基盤面に著しい高低差がなく，ほぼ水平であって相当な拡がりのある基盤の表面をいう）において。考慮する地震動（基準地震動）に基づいて評価する。また，水平地震力は，基準地震動により算定し，鉛直地震力を基準地震動の昀大加速度振幅の２分の１で高さ方向に一定とし，水平地震力と同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。
ｂ設計用昀強地震としては，①歴史的資料から過去に敷地又はその近傍に影響を与えたと考えられ，再来すれば敷地及びその周辺に同様の影響を与えるおそれのある地震，及び②近い将来敷地に影響を与えるおそれのある活動度の高い活断層（旧耐震指針では，第四紀（約１８０万年前以降）に活動し，将来も活動する可能性のある断層）。による地震のうちから昀も影響の大きいものを想定し，この地震によりもたらされる基準地震動を「Ｓ」とする。１
ｃ設計用限界地震としては，地震学的見地に立脚し，設計用昀強地震を上回る地震について，①過去の地震の発生状況，②敷地周辺の活断層の性質，及び③地震地体構造（地震規模，震源深さ，発震機構，地震発生頻度等に着目するとき，地震の発生の仕方に共通の性質をもっているある拡がりをもった一定の地域の地質構造）に基づき工学的見地からの検討を加え，昀も影響の大きいものを想定し，この地震によりもたらされる基準地震動を「Ｓ」とする。２ｄ基準地震動Ｓ，Ｓ   を生起する地震については，近距離及び遠距１２離地震を考慮するものとし，基準地震動Ｓには，マグニチュード６．２５の直下地震によるものを含むものとする。
ｅ基準地震動の策定に当たっては，近距離に存在する活断層にも着目することになるが，すべての活断層を等しく考慮に入れることは実際的でなく，例えば，今後活動する可能性があるとはいえ，大地震発生の可能性が極めて低い活断層に対して，再びそれが発生することを予期するのは，工学的見地から必ずしも適切とはいえないので，活断層を考慮する場合には，その活動度を評価し，その大小に応じた考慮を行うものとしている。具体的には，年間の平均変位速度が１ミリメートル以上のものをＡ級，０．１ミリメートル以上１ミリメートル未満をＢ級，０．１ミリメートル未満をＣ級とし，基準地震動Ｓの発生１源としては，①歴史資料により過去に地震を発生したと推定されるもの，②Ａ級活断層に属し，１万年前以降に活動したもの又は地震の再来期間が１万年未満のもの，③微小地震の観測により，断層の現在の活動性が顕著に認められるものを考慮し，基準地震動Ｓの発２生源としては，①Ａ級活断層に属するもの（前記②を除く，②。）Ｂ及びＣ級活断層に属し，５万年前以降活動したもの，又は地震の再来期間が５万年未満のものを考慮する。
ｆ基準地震動の策定に当たっては，①敷地及びその周辺地域に影響を与えた過去の地震について，そのマグニチュード，震央，震源，余震域及びそのときの地震動の昀大強さ（又はその推定値）と震害状況（構造物の被害率，墓石の転倒等を含む，②過去の破壊的地震。）動の強さの統計的期待値，③地震のマグニチュード及びエネルギー放出の中心から敷地までの距離，④過去の観測例，敷地における観測結果及び基盤の岩質調査結果を十分に考慮する。
ｇ基準地震動は，①昀大振幅（原則として速度で表す   ，②周。）波数特性，③地震動の継続時間（地震動の開始からそれが実効上消滅するとみなされるまでの時間を考慮する）及び振幅包絡線の経時。的変化が適切なものと評価できるものでなければならない。
(オ)静的地震力の算定方法


旧耐震指針は，静的地震力の算定方法を次のとおり定める〔乙９（６５，７３ないし７６。）〕
水平地震力は，建物・構築物の各部分の高さに応じ，当該部分に作用する全体の地震力として算定し，一般の建物に考慮する静的地震力の３倍（Ａクラスの施設，１．５倍（Ｂクラスの施設）又は１倍（Ｃクラ）スの施設）として算定するとしている。また，Ａクラスの施設については，鉛直地震力も考慮することとし，鉛直地震力は震度０．３を基準とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮して求めた鉛直震度より算定するものとし，水平地震力と鉛直地震力は，同時に不利な方向に作用するものとして算定するとしている。
機器・配管系についての各クラスの地震力は，建物・構築物についての水平地震力及び鉛直地震力をそれぞれ２０パーセント増しとした震度より求めるものとしている。
(カ)荷重の組合せと許容限界
旧耐震指針は，耐震設計に関する荷重の組合せと許容限界の基本的考え方について以下のとおり定めている〔乙９（６６ないし６８，７７。）〕
ａ建物・構築物
(ａ)Ａｓクラスの建物・構築物
①常時作用している荷重及び運転時に施設に作用する荷重（以下「運転時荷重等」という）と基準地震動Ｓによる地震力又は。   １静的地震力とを組み合わせ，その結果発生する応力に対して安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とし，かつ，②運転時荷重等と基準地震動Ｓによる地震力との組合せ２に対して，構造物全体として十分変形能力（ねばり）の余裕を有し，終局耐力（荷重が作用して変形又は歪が著しく増加した状態における昀大荷重負荷）に対し妥当な安全余裕を有する必要があるとしている。
(ｂ)Ａクラス（Ａｓクラスを除く）の建物・構築物。前記のＡｓクラスの建物・構築物の①と同様の許容応力度を持つ必要があるとしている。
(ｃ)Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物
運転時荷重等と静的地震力とを組み合わせ，その結果発生する応力に対して，安全上適切と認められる許容応力度を有する必要があるとしている。
ｂ機器・配管系
(ａ)Ａｓクラスの機器・配管
①通常運転時，異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動Ｓによる地震力又は静的地震力とを組み合わ１せ，その結果発生する応力に対して，降伏応力又はこれと同等な安全性を有する応力を許容限界とし，かつ，②通常運転時，異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動Ｓに２よる地震力とを組み合わせ，その結果発生する応力に対して，構造物の相当部分が降伏し，塑性変形する場合でも過大な変形，亀裂，破損等が生じ，その施設の機能に影響を及ぼすことがない必要があるとしている。
(ｂ)Ａクラス（Ａｓクラスを除く）の機器・配管。前記のＡｓクラスの機器・配管の①と同様の耐性を持つ必要があるとしている。
(ｃ)Ｂ，Ｃクラスの機器・配管
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時の荷重と静的地震力とを組み合わせ，その結果発生する応力に対して，降伏応力又はこれと同等な安全性を有する応力を許容限界とするとしている。
ウ新耐震指針の概要
証拠〔乙９３，乙９４，乙９６，乙１２６〕によれば，以下の事実が認められる（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）旧耐震指針は，その後，兵庫県南部地震などにより，地震学及び地震工学に関する知見の蓄積がされるとともに，原子炉施設の耐震設計技術の改良及び進歩があったことから，これらを反映させるため，改訂されることとなり，地質学，地震学，地震工学等の専門家により構成された分科会での４年１０か月に及ぶ調査審議を経て，平成１８年９月，新耐震指針が策定された。その概要は，以下のとおりである。
(ア)新耐震指針の基本方針
新耐新指針では，基本方針として「耐震設計上重要な施設は，敷地周，辺の地質・地質構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見地から施設の供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性があり，施設に大きな影響を与えるおそれがあると想定することが適切な地震動による地震に対して，その安全機能が損なわれることがないように設計されなければならない。さらに，施設は，地震により発生する可能性のある環境への放射線による影響の観点からなされる耐震設計上の区分ごとに，適切と考えられる設計用地震力に十分耐えられるように設計されなければならない」とするとともに「建物・構築物は，十分な支持性能。，を保つ地盤に設置されなければならない」と定めている〔乙９６。。
（２〕）
(イ)耐震設計上の重要度分類
新耐震指針は，原子炉施設の耐震設計上の重要度分類を，旧耐震指針のＡクラスをＡｓクラスと同等の扱いとすることとして，Ａｓクラス及びＡクラスをＳクラスとし，クラス分類を従来の四つから三つにした〔乙９６（３，４。）〕
(ウ)基準地震動の策定
新耐震指針では，基準地震動は，敷地周辺の地質・地質構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見地から施設の供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性があり，施設に大きな影響を与えるおそれがあると想定することが適切なものとして策定しなければならないとし（以下，この地震動を「基準地震動Ｓｓ」という，その策定方針。）を以下のとおり定める〔乙９６（４ないし８。）〕
ａ基本方針
「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」について，敷地における解放基盤表面（新耐震指針では，基準地震動を策定するために，基盤（新耐震指針では，概ねせん断波速度Ｖｓ＝７００ｍ／ｓ以上の硬質地盤であって，著しい風化を受けていないもの）面上の表層や構造物がないものとして仮想。的に設定する自由表面であって，著しい高低差がなく，ほぼ水平で相当な拡がりをもって想定される基盤の表面のこと）における水平方。向及び鉛直方向の地震動としてそれぞれ策定する。
ｂ敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動は，以下の方針により策定する。


(ａ)敷地周辺の活断層（新耐震指針では，昀近の地質時代に繰り返し活動し，将来も活動する可能性のある断層のこと）の性質，過。去及び現在の地震発生状況等を考慮し，さらに地震発生様式等（内），陸地殻内地震（陸のプレートの上部地殻地震発生層に生じる地震プレート間地震（相接する二つのプレートの境界面で発生する地震，海洋プレート内地震（沈み込む海洋プレート内部で発生する）地震）による地震の分類を行った上で，敷地に大きな影響を与え）ると予想される地震（以下「検討用地震」という）を複数選定す。る。
(ｂ)前記(ａ)の敷地周辺の活断層の性質に関しては，次に示す事項を考慮する。
ⅰ耐震設計上考慮する活断層としては，後期更新世以降の活動が否定できないものとする。なお，その認定に際しては，昀終間氷期の地層又は地形面に断層による変位・変形が認められるか否かによることができる。
ⅱ活断層の位置・形状・活動性等を明らかにするため，敷地からの距離に応じ，地形学，地質学，地球物理学的手法等を総合した十分な活断層調査を行う。具体的には，既存文献の調査，変動地形学的調査，地表地質調査，地球物理学的調査等を適切に組み合わせて十分な調査を実施することとし，特に，敷地近傍においては，精度の高い詳細な調査を行う必要がある。
(ｃ)(ａ)で選定された検討用地震ごとに，後記ⅰの応答スペクトルに基づく地震動評価及び後記ⅱの断層モデルを用いた手法による地震動評価の双方を実施し，それぞれによる基準地震動Ｓｓを策定する。なお，地震動評価に当たっては，地震発生様式，地震波伝播経路等に応じた諸特性を十分に考慮する（震源が敷地に近く，その破壊過程が地震動評価に大きな影響を与えると考えられる地震については，断層モデルを用いた手法を重視すべきである。。）ⅰ応答スペクトルに基づく地震動評価については，検討用地震ごとに，適切な手法を用いて応答スペクトルを評価の上，それらをもとに設計用応答スペクトルを設定し，これに地震動の継続時間，振幅包絡線の経時的変化等の地震動特性を適切に考慮して地震動評価を行う。
ⅱ断層モデルを用いた手法による地震動評価については，検討用地震ごとに，適切な手法を用いて震源特性パラメータを設定し，地震動評価を行う。活断層調査によっても，震源として想定する断層の形状評価を含めた震源特性パラメータの設定に必要な情報が十分得られなかった場合には，その震源特性の設定に当たって不確かさの考慮を適切に行う。
(ｄ)(ｃ)の基準地震動Ｓｓの策定過程に伴う不確かさ（ばらつき）については，適切な手法を用いて考慮する。この考慮に当たっては，基準地震動Ｓｓの策定に及ぼす影響が大きいと考えられる不確かさ（ばらつき）の要因及びその大きさの程度を十分踏まえつつ，適切な手法を用いることとする。
ｃ震源を特定せず策定する地震動
震源を特定せず策定する地震動は，震源と活断層を関連付けることが困難な過去の内陸地殻内の地震について得られた震源近傍における観測記録を収集し，これらを基に敷地の地盤物性を加味した応答スペクトルを設定し，これに地震動の継続時間，振幅包絡線の経時的変化等の地震動特性を適切に考慮して基準地震動Ｓｓを策定する。
(エ)耐震設計方針
新耐震指針は，前記(イ)耐震設計上の重要度分類のクラス別に耐震設計に関する基本的な方針を満足することを要求している〔乙９６（８。）〕
具体的には，①Ｓクラスの施設は，基準地震動Ｓｓによる地震力に対してその安全機能が保持できること，また，後記(オ)ｂの弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力又は後記(オ)ｃの静的地震力のいずれか大きい方の地震力に耐えること，②Ｂクラスの施設は，後記(オ)ｃの静的地震力に耐えるとともに共振のおそれのある施設についてはその影響についての検討も行うこと，③Ｃクラスの施設は，後記(オ)ｃの静的地震力に耐えること，④上位の分類に属するものは，下位の分類に属するものの破損によって波及的破損が生じないこと，が要求されている。
(オ)地震力の算定方法
新耐震指針は，地震力の算定方法を以下のとおり定める〔乙９６（８。）〕
ａ基準地震動Ｓｓによる地震力
基準地震動Ｓｓによる地震力は，基準地震動Ｓｓを用いて，水平方向及び鉛直方向について適切に組み合わせたものとして算定する。
ｂ弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力
弾性設計用地震動Ｓｄは，基準地震動Ｓｓに基づき，工学的判断から求められる係数を基準地震動Ｓｓに乗じて設定する。また，弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力は，水平方向及び鉛直方向について適切に組み合わせたものとして算定する。
ｃ静的地震力
静的地震力の算定は，旧耐震指針のＡクラスをＳクラスに置き換えているだけであり，内容の変更はない。
(カ)荷重の組合せと許容限界
荷重の組合せと許容限界については，旧耐震指針の基準地震動Ｓ及１びＳを，それぞれ弾性設計用地震動Ｓｄ及び基準地震動Ｓｓに置き換２えているだけであり，内容の変更はない〔乙９６（１３，１４。）〕
(キ)地震随伴現象に対する考慮
新耐震指針は，地震随伴現象として，①施設の周辺斜面で地震時に想定し得る崩壊等，②施設の供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性があると想定することが適切な津波，によっても，施設の安全機能が重大な影響を受けるおそれがないことを十分考慮した上で設計されなければならないとした〔乙９６（１５。）〕
エバックチェックルール
証拠〔乙９２〕によれば，以下の事実が認められる（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）
原子力安全・保安院は，平成１８年９月２０日，控訴人ら原子力事業者に対し，新耐震指針に照らして，原子炉施設の耐震安全性評価（バックチェック）を行うよう指示し，その際，新耐震指針をバックチェックに反映するために，以下のとおり，バックチェックルールを定め，基準地震動Ｓｓの策定に関し，以下のとおり定めた。


(ア)敷地周辺で発生する地震に関する調査〔乙９２（添１８，１９〕）ａ敷地周辺（敷地から少なくとも半径３０キロメートルを目安とする範囲）の活断層，活褶曲，活撓曲等（以下「活断層等」という）の分。布を把握するため，文献調査，リニアメントを含む変動地形の調査，地表地質調査，海上音波探査等の結果に基づくとともに必要に応じトレンチ調査，物理探査等の実施結果も考慮して，２０万分の１程度の地質図，変動地形の分布図を作成する。なお，半径３０キロメートル以遠において敷地に大きな影響を与えることが想定される活断層等についても同様とする。
ｂ敷地及び敷地近傍（敷地から少なくとも半径５キロメートルを目安とする範囲）においては，不明瞭，若しくは小規模な変動地形までも含めて活断層等の分布を詳細に把握するため，敷地周辺における陸域及び海域の調査手法に加え，ボーリング調査，トレンチ調査，物理探査等による詳細な地質・地球物理学的調査を適切に組み合わせて，精度の高い調査を実施し，この結果に基づき２万５０００分の１程度の詳細な地質図，変動地形の分布図を作成する。なお，半径５キロメートルの範囲内に分布する変動地形がこの範囲を超えて連続する場合についても同様とする。
ｃ敷地，敷地近傍及び敷地周辺に分布する変動地形については，地質調査結果に基づき活断層等との関連について評価するものとし，活断層等との関連を否定する場合は明確な地形・地質学的根拠に基づくものとする。
ｄ活断層等の昀新活動時期，長さ，単位変位量等については，変動地形の調査，地表地質調査，ボーリング調査，トレンチ調査，物理探査等の各種調査・探査結果により，後期更新世以降の地層又は地形面等の変位・変形等に基づいて評価する。さらに，震源を想定する場合は，前記の評価結果を基に，断層の破壊過程，地震発生様式，地下構造等に関する地形学・地質学・地球物理学の昀新知見等を考慮する。
(イ)敷地ごとに震源を特定して策定する地震動の検討のうち，応答スペ
クトルに基づいた地震動評価〔乙９２（添２１〕）
昀新の知見を取り入れた応答スペクトル評価手法若しくは既往の手法のうち，敷地に適用できる手法の中から，①解放基盤表面の地震動として評価できること，②震源の拡がりが考慮できること，③敷地における地震観測記録を用いて地震発生様式，地震波伝播経路等に応じた諸特性（その地域における特性を含む）が考慮できること，④水平方。向及び鉛直方向の地震動が評価できること，の条件を満足する手法を用いることを基本とする。
(ウ)敷地ごとに震源を特定して策定する地震動の検討のうち，断層モデルを用いた手法による地震動評価〔乙９２（添２２〕）ａ検討用地震について地震動を評価する際，敷地において要素地震として適切な観測記録がある場合には経験的グリーン関数法によることとし，無い場合は統計的グリーン関数法によることを原則とする。ｂ地震動を評価する際には，ハイブリッド合成法による地震動評価も併せて行い，経験的グリーン関数法あるいは統計的グリーン関数法の結果の妥当性を確認する。
ｃ震源パラメータは，昀新の知見等に基づいて設定し，①震源断層は，活断層等の調査により得られた情報等や，地震活動や地殻変動等に関する情報をもとに設定する，②巨視的断層パラメータ（断層面積，地震モーメント等）は，断層面積と地震モーメントとの関係等をもとに設定し，必要に応じて，過去に発生した地震のパラメータに関する知見等も活用する，③微視的断層パラメータ（アスペリティの面積及び位置，実効応力，すべり量等）は，既往の研究成果等を参考とし，昀新知見をもとに設定する，④その他のパラメータ（断層の破壊開始点，破壊伝播速度等）は，既往の研究成果等を参考とし，昀新知見をもとに設定する，こととする。
ｄ地震動評価においては，震源付近から敷地近傍に掛けての地下構造が適切にモデル化され，震源から評価地点までの伝播特性，増幅特性が，既往の研究成果，昀新知見に基づいて適切に評価されていることを確認する。
ｅ応答スペクトルに基づいた地震動評価結果等との比較検討を行い，断層モデルを用いた手法により評価した地震動の妥当性を確認する。(エ)震源を特定せず策定する地震動〔乙９２（添２３〕）応答スペクトルの妥当性の確認は，昀新の知見に照らして地点ごとに個別に行うこととする。その際には，既往の研究成果や昀新知見を踏まえた確率論的な評価等を参考とする。この確率論的な評価の例としては，①地表に明瞭な痕跡を示さない震源断層に起因する震源近傍の地震動についての確率論的な研究成果を踏まえた評価（地点を特定しない評価，②陸域で発生する地震のうち活断層が特定されていない場所で）発生する地震の地域ごとの昀大マグニチュードに関する研究成果を踏まえた地震ハザード評価（地域性を考慮した個別地点ごとの評価，が挙）げられる。
(オ)敷地ごとに震源を特定して策定する地震動による基準地震動Ｓｓの
策定〔乙９２（添２４，２５〕）
ａ総論
検討用地震について，既往の研究成果等や昀新の知見に基づき設定した基本的な震源要素により地震動評価を行い，その上で，敷地へ与える影響を踏まえ，震源の不確かさを考慮して地震動評価を行う。地震動評価に当たっては，応答スペクトルに基づく手法及び断層モデルを用いた手法の双方により実施し，それらの結果を基に敷地ごとに震源を特定して策定する地震動による基準地震動Ｓｓを策定する。
ｂ応答スペクトルに基づく手法による評価
震源の不確かさの考慮に当たっては，基本的な震源要素を基に地震学的知見に整合が取れる範囲で規模と位置を設定し，応答スペクトルを評価する。
ｃ断層モデルを用いた手法による評価
断層モデルを用いた手法により震源の不確かさを考慮するに当たっては，敷地に大きな影響を与えると考えられる支配的なパラメータについて要因分析を行い，パラメータスタディを実施した上で地震動評価を実施する。その際には，基本的な震源要素を基に地震学的知見に整合が取れる範囲でパラメータを考慮し，各パラメータ間の関係式を満たすように留意する。
震源が敷地に近い場合には，その破壊過程が地震動評価に大きな影響を与える可能性があることを重視し，より詳細な検討を実施する。
ｄ基準地震動Ｓｓの策定


応答スペクトルに基づく手法による基準地震動Ｓｓは，前記ｂの評価結果を考慮し，少なくとも，昀も大きな応答スペクトルを下回らないように設計用応答スペクトルを設定した上で策定する。応答スペクトルに基づく手法による基準地震動Ｓｓの模擬地震波は，設計用応答スペクトルに適合するように作成する。その際の振幅包絡線は，地震動の継続時間に留意して設定する。なお，敷地における観測記録等の位相特性についても，必要に応じて留意する。断層モデルを用いた手法による基準地震動Ｓｓは，施設に与える影響の観点から地震動の諸特性（周波数特性，継続時間，位相特性等）を考慮して，設計用応答スペクトルとの関係を踏まえつつ，前記ｃの評価結果から選定し，その地震波形を用いて策定する。長さが短い孤立した活断層等による地震動評価については，昀新の知見を踏まえて安全上の観点から震源を想定し，応答スペクトルに基づく手法，断層モデルを用いた手法等により地震動を評価し，基準地震動Ｓｓの妥当性を確認する。
また，必要に応じて前記ｂ及びｃにより選定された手法以外の手法を用いて地震動を評価し，基準地震動Ｓｓの妥当性を確認する。なお，その場合は，各手法の適用条件に留意する。
(カ)震源を特定せず策定する地震動による基準地震動Ｓｓの策定〔乙９
２（添２５〕）
前記(エ)により設定した震源を特定せず策定する地震動の応答スペクトルに適合するよう模擬地震波を作成し，震源を特定せず策定する地震動による基準地震動Ｓｓとして策定することを基本とする。模擬地震波を作成する際の振幅包絡線は，応答スペクトルを評価する際に用いた観測地震波の波形を包絡するように設定する。
なお，震源を特定せず策定する地震動の応答スペクトルが前記(オ)ｄ（敷地ごとに震源を特定して策定する地震動による基準地震動Ｓｓの策定）で設定した設計用応答スペクトルに全周期帯において包絡される場合等は，敷地ごとに震源を特定して策定する地震動による基準地震動Ｓｓで代表させることができる。
(キ)地震動の超過確率の参照〔乙９２（添２６〕）将来の確率論的評価の安全規制への本格的導入の検討に役立つ情報として可能な限り活用していくとの観点から，基準地震動Ｓｓがどの程度の超過確率に相当しているかを把握し，併せて，その算出手法や用いた設定条件についても示すこととする。
オ本件原子炉施設の耐震安全性評価
証拠〔甲３６５，乙６，乙９，乙１７，乙２０，乙９２，乙９６，乙１２５－３，証人Ｆ〕及び弁論の全趣旨によれば，以下の事実が認められる（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）
(ア)控訴人が行った地質調査
控訴人は，本件原子炉施設に関し，耐震設計（後記ａ）及びバックチェック（後記ｂ）の際，以下のとおり，地質調査を行った。
ａ耐震設計の際の調査
控訴人は，本件原子炉施設の耐震設計に際し，敷地及び敷地周辺の地質・地質構造を把握するため，原子力発電所の地質，地盤に関する審査の手引き（以下「地質，地盤の手引き」という）及び社団法人日。本電気協会「原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ４６０１－１９８７（以下「旧ＪＥＡＧ」という）に基づき，以下のとおり，調」。査を行った〔甲３６５，乙６（添６－３－１，２，乙９（１３００な）いし１３０２，乙１７（５，６，乙２０（６ないし１１   ，証人Ｆ）））（①７ないし１５，②１３ないし１５，弁論の全趣旨。）〕
(ａ)敷地周辺陸域
控訴人は，本件原子炉施設の耐震設計に際し，敷地周辺陸域の地質・地質構造を把握するため，敷地の中心から半径３０キロメートル内の範囲の陸域について，既存の地形図，地質図，活断層に関する文献の調査，空中写真判読，地表踏査等を実施した〔甲３６５，乙６（添６－３－１，４，５，乙２０（６ないし１０，証人Ｆ））（①７ないし１３。）〕
(ｂ)敷地周辺海域
控訴人は，本件原子炉施設の耐震設計に際し，敷地周辺海域の地質・地質構造を把握するため，敷地を中心として沿岸方向約６０キロメートル，沖合方向約３０キロメートルの範囲の海域（以下「敷地前面調査海域」という）について，既存の海底地形図，海底地質。図等の文献の調査，海上音波探査等を実施した。また，敷地を中心とする半径約３０キロメートルの範囲の七尾湾及び富山湾（以下「七尾湾調査海域」という）については，海上保安庁水路部におい。て実施した音波探査記録の解析を実施した〔甲３６５，乙６（添６－３－１，５，乙２０（６，７，９，１０，証人Ｆ（①１３ない））し１５。）〕
(ｃ)敷地近傍
控訴人は，本件原子炉施設の耐震設計に際し，敷地近傍の地質・地質構造を把握するため，陸域においては，文献調査，空中写真判読及び地表踏査等を，海域については，海上音波探査等を実施した〔甲３６５，乙６（添６－３－１，５，乙２０（６ないし１０，））証人Ｆ（①７ないし１５。）〕
(ｄ)敷地
控訴人は，本件原子炉施設の耐震設計に際し，敷地の地質・地質構造を把握するため，文献調査，空中写真判読及び地表踏査を実施するとともに，地表からの弾性波探査，ボーリング調査，試掘坑調査及びトレンチ調査等の調査を実施した〔甲３６５，乙６（添６－３－４７，５１，５２，乙２０（６ないし１１，証人Ｆ（①７な））いし１３。）〕
ｂバックチェックの際の調査
控訴人は，バックチェックに際し，新耐震指針，バックチェックルール及び平成１９年９月５日に改訂されたＪＥＡＧ（２００７）に基づき，以下のとおり，地質調査を行った〔乙９２，乙９６，乙１２５－３－１，弁論の全趣旨。〕
(ａ)敷地周辺陸域


控訴人は，バックチェックに際し，敷地周辺陸域について，活断層の位置，形状，活動性等をより詳細に把握するため，これまで実施してきた前記ａ(ａ)の調査に加え，文献調査，変動地形学的調査（敷地の中心から半径約３０キロメートルの範囲内における航空レーザ計測及び新リニアメント判読基準に基づくリニアメント・変動地形の抽出・分類，地表地質調査並びに地球物理学的調査（重力探）査，反射法地震探査及び地中レーダ探査）を追加して実施した〔乙１２５－３－２ないし４，１７７。〕
控訴人は，これらの調査結果に基づいて，敷地の中心から半径約３０キロメートルの範囲について原縮尺２０万分の１の敷地周辺陸域のリニアメント・変動地形分布図及び地質図等を作成するとともに，主要な断層の周辺について縮尺２万５０００分の１の敷地周辺陸域のリニアメント・変動地形分布図及び地質図等を作成した。また，高解像度の地形データに基づく等高線間隔１メートルの等高線図及び立体地図を作成した〔乙１２５－３－１ないし４，１８９な。
いし１９７〕
(ｂ)敷地周辺海域
控訴人は，バックチェックに際し，これまで実施してきた前記ａ(ｂ)の調査に加え，本件設置変更許可申請以降に公表された昀新の文献について追加して調査を実施するとともに，敷地近傍ではより，精度の高い調査を行う必要があるとの新耐震指針の考え方に照らし敷地近傍を中心とした沿岸域等において，電磁誘導式（ブーマー・マルチチャンネル）の海上音波探査を新たに実施した〔乙１２５－３－１，４。〕
また，控訴人は，海域の断層等の評価に際し，敷地周辺海域において能登半島地震が発生したことを踏まえた平成１９年８月保安院指示事項に基づき，能登半島地震に関する各種研究機関の調査研究成果を反映した。なお，各種研究機関の調査研究については，能登半島地震の震源域の周辺海域において，東京大学地震研究所（以下「東大震研」という）及び産総研等により，エアガン式（マルチチ。ャンネル）及び電磁誘導式（ブーマー・マルチチャンネル）の海上音波探査等の詳細な調査が実施され，同地震の震源断層等についての総合的な評価がなされている〔乙１２５－３－１１４，３６２〕。控訴人は，これらの調査結果に基づいて，縮尺２０万分の１の敷地前面調査海域及び七尾湾調査海域の海底地形図，海底地質図及び海底地質断面図を作成した〔乙１２５－３－１，４，３６３ないし３７０，３９９，４００。〕
(ｃ)敷地近傍
控訴人は，バックチェックに際し，これまで実施してきた前記ａ(ｃ)の調査に加え，不明瞭若しくは小規模な変動地形までも含めて地質・地質構造を更に詳細に把握するため，敷地周辺の調査結果を踏まえ，敷地を中心とする半径約５キロメートルの範囲において，既存文献の調査，変動地形学的調査，地質学的調査，地球物理学的調査を追加して実施した。具体的には，陸域について，①変動地形学的調査として新リニアメント判読基準を用いて地形判読をするとともにリニアメント・変動地形を抽出し，②地質学的調査として新たな地形判読の結果を踏まえ，地表踏査を追加して実施し，③地球物理学的調査として，地下深部の大規模な地質構造を把握するため詳細な重力探査を実施し，敷地近傍の重力異常図（ブーゲー異常図）を作成した。また，海域については，敷地近傍を含む沿岸海域において，電磁誘導式（ブーマー・マルチチャンネル）の海上音波探査を新たに実施し，重力異常図（ブーゲー異常図）を作成した〔乙１２５－３－１，１３６，１３７，１４３，４８１〕。以上の調査結果に基づいて，控訴人は，敷地の中心から半径約５，キロメートルの範囲について，縮尺２万５千分の１の詳細な地形図地質図，地質断面図及びリニアメント・変動地形分布図等を作成した〔乙１２５－３－１３６，１３７，３－４７４ないし４７６，４８２，４８３。〕
(ｄ)敷地
控訴人は，バックチェックに際し，これまで実施してきた前記ａ(ｄ)の調査に加え，文献調査，地形調査等を行った〔乙１２５－３－１，１５４。〕
(イ)控訴人による活断層評価
証拠〔乙１２５－３，乙１８１〕によれば，以下の事実が認められる（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）控訴人は，耐震設計及びバックチェックの際における前記地質調査の結果，本件原子炉施設の活断層を以下のとおり評価した。ａ敷地周辺陸域の断層（本件敷地中心から半径３０キロメートル以内）の評価結果
(ａ)邑知潟断層帯
邑知潟断層帯の北部は，宝達志水町竹生野から七尾市佐野町付近に至る石動山北西縁に位置し，同区間では三つの背斜構造（南から志雄地塊の背斜構造，鹿島地塊の背斜構造及び七尾地塊の背斜構造）の北西部翼に当たる。鹿島地塊の背斜構造に関連する活動は完新世に及んでおり，活動度もＢ級であるのに対し，七尾地塊の背斜構造の区間については，約３万年前以降は活動していない可能性があり，活動度はＣ級であった。これらの活動性等の違いに着目した場合，両背斜構造の間で異なる活動区間に区分される可能性があるが，ともに後期更新世以降の活動の可能性があることや石動山地の隆起を形成した背斜構造としての一体性を考慮し，志雄地塊の北東区間を含めて，石動山北西縁の宝達志水町荻市北方から七尾市佐野町について，安全評価上，東側隆起の逆断層として後期更新世以降，の活動の可能性があるものとして取り扱った〔乙１２５－３－３９４０。〕
これら石動山北西縁の東側隆起の逆断層と野寺断層との関連については，それぞれ石動山地と宝達山地の異なる隆起に伴う構造であることなどから，異なる活動区間に区分される可能性があるが，両断層を一体としている文献（杉戸信彦ほか「邑知潟平野南東縁・石動山断層の活動時期と地震時変位量」地震第２輯第６０巻）もあることなどを考慮して，安全評価上，中期更新世には活動が終了したと判断される宝達志水町竹生野から同町荻市の区間も含めて，かほ，く市野寺から七尾市佐野町に至る約３４キロメートル区間について邑知潟南縁断層帯として耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－４０。〕


一方，坪山－八野断層については，邑知潟南縁断層帯とずれの向きが逆（坪山－八野断層は西側隆起の逆断層であるのに対し，邑知潟南縁断層帯は東側隆起の逆断層である）であり，それぞれの断層。面は地下深部では離れていくと考えられることから，坪山－八野断層は，邑知潟南縁断層帯とは別の断層帯であると判断した〔乙１２５－３－４０。〕
(ｂ)眉丈山第１断層・眉丈山第２断層・徳田北方の断層眉丈山第１断層については，眉丈山南東斜面には，リニアメント・変動地形は判読されず，北西側隆起の眉丈山第１断層の存在を示唆するような断層露頭や花崗岩と滝礫岩層との境界線の不連続も認められず，反射法地震探査によれば，断層の存在を示唆する反射構造は認められないとされている（下川浩一ほか「石川県羽咋市付近における邑知潟断層帯の反射法地震探査，活断層・古地震研究報告」独立行政法人産業技術総合研究所地質調査総合センター）ことから，眉丈山第１断層は存在しないと評価した〔乙１２５－３－４８。〕
眉丈山第２断層については，新リニアメント判読基準により判読される，羽咋市千路町付近から中能登町－青深沢付近までの約１２キロメートル区間で眉丈山南東斜面と邑知潟平野との境界のリニアメント・変動地形（以下，このリニアメント・変動地形を「眉丈山リニアメント」という）が対応するものと考えられるが，他方，そ。の南西方延長には沖積層が分布しており，断層が平野下に伏在する可能性も考えられることから，南西方の海域で実施した海上音波探査の結果により後期更新世以降の活動が認められない測線（Ｎｏ．１３Ｕ測線）から，眉丈山リニアメントの北東方に当たる，高階層及び中位段丘Ⅰ面に変位・変形が認められない中能登町羽坂付近までの約１９キロメートル区間について，安全評価上，耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－４８，４９。〕
徳田北方の断層については，地表地質調査，反射法地震探査等の結果から，七尾市徳田町から同市国分町までの約３．４キロメートル区間に丘陵と沖積平野との境界に判読したリニアメント・変動地形を横断して高階層，赤浦砂岩層等に変位，変形は認められないことから，徳田北方の断層に対応する断層は存在しないと評価した〔乙１２５－３－４９。〕
(ｃ)酒見断層
新リニアメント判読基準によれば，志賀町西海風戸から輪島市門田町舘分付近までの約９．１キロメートルの区間でリニアメント・変動地形が判読された。このうち，志賀町大福寺北西方から同町酒見西方までの約４．６キロメートルの区間に判読されたリニアメント・変動地形（以下「酒見リニアメント」という）については，そ。の両側に分布している高位段丘面に分布高度差が認められ，その活動が後期更新世に及ぶとする見解（加藤碵一・杉山雄一「５０万分の１活構造図「金沢）もあることなどから，後期更新世以降の活」」動の可能性があるものとし，安全評価上，段丘面に高度不連続が認めれらない区間も含め，リニアメント・変動地形が判読される前記約９．１キロメートル全区間について，耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－５４，５５。〕
(ｄ)富来川南岸断層
新リニアメント判読基準によれば，約６キロメートルの区間にリニアメント・変動地形が判読されたが，後期更新世以降の活動が問題となるものではなく，他にも後期更新世以降の活動が問題となる断層は認められないとして，耐震設計上考慮しないものとした〔乙１２５－３－５８，５９。〕
(ｅ)横田付近の断層
新リニアメント判読基準によれば，約２．５キロメートルの区間にリニアメント・変動地形が判読されたが，後期更新世以降の活動が問題となるものではないとして，耐震設計上考慮しないものとした〔乙１２５－３－６１，６２。〕
(ｆ)七尾市中島町西谷内周辺の断層
新リニアメント判読基準によれば，七尾市中島町古江北西方から同市中島町河内南東方までの約３．３キロメートル区間にリニアメント・変動地形が判読されるが，後期更新世以降の活動が問題となるものではなく，他にも後期更新世以降の活動が問題となる断層は認められないとして，耐震設計上考慮しないものとした〔乙１２５－３－６５，６６。〕
(ｇ)富来川断層
新リニアメント判読基準によれば，穴水町越渡南東方から志賀町地保までの，富来川に沿う約３キロメートル区間にリニアメント・変動地形が判読され，急崖の崖面が新鮮で直線性を有すること，急崖下には古い構造を反映した西側隆起の断層が伏在する可能性もあること，及び，後期更新世以降の活動を否定するための具体的な資料が得られなかったことを踏まえ，安全評価上，前記約３キロメートル全区間について耐震設計に考慮するものし，他には，後期更新世以降の活動が問題となる断層は認められないとした〔乙１２５－３－６９，７０。〕
(ｈ)七尾市中島町小牧周辺の断層
新リニアメント判読基準によれば，七尾市中島町小牧付近の約１．７キロメートルの区間及び同市中島町鹿島台付近の約０．６キロメートルの区間にリニアメント・変動地形が判読されるが，いずれも後期更新世以降の活動が問題となるものではなく，他にも後期更新世以降の活動が問題となる断層は認められないとして，耐震設計上考慮しないものとした〔乙１２５－３－７３，７４。〕
(ｉ)穴水町鹿島周辺の断層
新リニアメント判読基準によれば，穴水町横見北西方から同町緑ヶ丘西方まで約４．４キロメートルの区間，同町曽福西方から同町緑ヶ丘までの約５．２キロメートルの区間及び同町曽福から同町根木までの約２．９キロメートルの区間にリニアメント・変動地形が判読されるが，いずれも後期更新世以降の活動が問題となるものではなく，他にも後期更新世以降の活動が問題となる断層は認められないとして，耐震設計上考慮しないものとした〔乙１２５－３－７６，７７。〕
(ｊ)能登島の断層


新リニアメント判読基準によれば，七尾市能登島半浦町から同市能登島閨町東方までの約１．８キロメートル区間で並行した２条の西側隆起のリニアメント・変動地形が判読され，西側のリニアメント・変動地形は半の浦西断層にほぼ対応し，東側のリニアメント・変動地形は半の浦東断層にほぼ対応し，いずれも後期更新世以降の，活動の可能性がある。そして，これら各断層の南方延長の海域にはＮ－３断層ないしＮ－７断層及びＮ－９断層ないしＮ－１１断層が分布しており，走向及び落下方向が前記各断層と一致していることから，以上の断層を一連の断層帯（以下「能登島半の浦断層帯」という）として取り扱った。そして，北方延長の変位・変形が認めら。れない高位段丘Ⅰ面を北端とし，南端については，海域の断層との一連の構造の可能性を考慮した上で，中位段丘Ⅰ面において西側隆起に対応する高度不連続が認められない七尾湾陸域沿岸部とし，この間の約１０キロメートル区間について，安全評価上，耐震設計に考慮するものとし，他には，後期更新世以降の活動が問題となる断層は認められないとした〔乙１２５－３－８１，８２〕。
(ｋ)能都断層帯
新リニアメント判読基準によれば，穴水町鹿波から能登町藤波ま。で約１８キロメートル区間でリニアメント・変動地形が判読された前記区間のうち，穴水町沖波から能登町七見までの約７．５キロメートル区間で認められるリニアメント・変動地形及び穴水町鹿波から同町竹太までの約８キロメートル区間で認められるリニアメント・変動地形の南西方延長の海域において断層が認められない測線から，能登町小垣から同町藤波までの約７キロメートル区間で認められるリニアメント・変動地形の北東方延長の高位段丘面及び中位段丘Ⅰ面に高度不連続が認められない能登町宇出津までの約２０キロメートル区間について，安全評価上，後期更新世以降の活動の可能性があるものとして取り扱い，耐震設計に考慮するものとした〔乙。
１２５－３－８８，８９，乙１８１〕
(ｌ)高浜断層
後期更新世以降の活動が問題となるものではないとして，耐震設計上考慮しないものとした〔乙１２５－３－９１，９２。〕
(ｍ)輪島市門前町原周辺の断層
後期更新世以降の活動が問題となるものではないとして，耐震設計上考慮しないものとした〔乙１２５－３－９４。〕(ｎ)敷地の中心から３０キロメートル以内のその他の断層及びリニ
アメント・変動地形
志賀町矢駄付近で判読されたリニアメント・変動地形，輪島市門前町西中尾付近で判読されたリニアメント・変動地形及び穴水町下唐川付近で判読されたリニアメント・変動地形については，いずれも後期更新世以降の活動が問題とはならないものと判断した〔乙１２５－３－９６，９８，９９，１０１。〕
ｂ敷地周辺陸域の断層（本件敷地中心から半径３０キロメートル以遠）の評価結果
(ａ)跡津川断層
跡津川断層については，岐阜県白川村の天生峠西方から富山県立山町弥陀原付近に至る約６９キロメートルの区間について，安全評価上，活動が後期更新世に及んでいる可能性があるものとして取り扱い，耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－１０８，１０９，乙１８１。〕
(ｂ)牛首断層
牛首断層については，岐阜県白川村卒塔婆峠付近から富山県富山市小見付近までの約５６キロメートルの区間で活動が後期更新世に及んでいる可能性があるものと評価し，耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－１１０。〕
(ｃ)御母衣断層
安全評価上，リニアメント・変動地形が判読された石川県金沢市の医王山西方から岐阜県郡上市明宝奥住付近までの約７０キロメートル区間を御母衣断層とし，活動が後期更新世に及んでいる可能性があるものと評価し，耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－１１２。〕
(ｄ)糸魚川－静岡構造線活断層系
地震調査委員会は，糸魚川－静岡構造線活断層系について，マグニチュード８程度（マグニチュード７と１／２ないし８と１／２）の可能性が高いとしており，このうち,トレンチ調査の結果から，北部と中部の約１００キロメートルの区間について歴史地震との関連性を指摘し，想定される地震の規模はマグニチュード８程度（マグニチュード７と３／４ないし８と１／４）であった可能性が高いとしていることから，地震調査委員会が想定した上限の規模の地震を耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－１１３。〕ｃ敷地周辺海域の断層等（本件敷地の中心から半径３０キロメートル以内）の評価結果
(ａ)笹波沖断層帯
笹波沖断層帯は，笹波沖隆起帯北縁から笹波沖小隆起帯北縁～西縁に沿って位置する断層及び撓曲群から構成され，本断層帯の走向は，笹波沖隆起帯北縁に沿ってはほぼ直線的に東北東－西南西方向を示すが，笹波沖小隆起帯との境界付近では北東－南西方向を示しステップ状に屈曲している。そして，①能登半島地震の震源断層が前記屈曲する位置以東の断層（以下「笹波沖断層帯（東部」とい）う）とほぼ対応していること，②笹波沖断層帯（東部）と前記屈。曲する位置以西の断層（以下「笹波沖断層帯（西部」という）と）。では地質構造の違いや昀新活動時期に違いがあり，二つの活動区間に分かれて活動してきたと推定されること，から，今後も過去と同様に二つの区間に分かれて活動すると推定した。そして，笹波沖断層帯（東部）については，海岸線から輪島市門前町浦上付近までの区間を含めた約２１キロメートル区間を能登半島地震の震源断層として，耐震設計上考慮した。また，笹波沖断層帯（西部）については，安全評価上，南西方向で断層関連褶曲が認められなくなる測線までの約２２キロメートル区間について一体として評価し，後期更新世以降の活動の可能性があるものとして耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－１２１ないし１２３〕。
(ｂ)海士岬沖断層帯
笹波沖隆起帯と海士岬沖小隆起帯との境界付近で走向が屈曲することなどから，それぞれの活動区間に区分される可能性もあるが，安全評価上，北東方の断層が認められない測線から南西方でＢ層に１変位・変形が認められない測線までの約１８キロメートル区間について，後期更新世以降の活動の可能性があるものとして取り扱い，耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－１２４。〕
(ｃ)前ノ瀬東方断層群


笹波沖断層帯と走向が概ね同じであり断層周辺の地質構造に類似性があること及びＢ層に層理の撓みが認められる区間が断続するこ１とから，安全評価上，本断層群を構成する断層を一連とみなし，北東方の断層が認められない測線から，南西方の断層が認められない測線までの約３０キロメートル区間について，後期更新世以降の活動の可能性があるものとして取り扱い，耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－１２５。〕
(ｄ)羽咋沖西撓曲及び羽咋沖東撓曲
羽咋沖西撓曲及び羽咋沖東撓曲については，いずれも東翼が急傾斜で幅が狭く，西翼が緩傾斜で幅が広い非対称な褶曲であるとし，羽咋沖西撓曲については，安全評価上，褶曲構造の形状から褶曲の東翼基部に西傾斜の逆断層が伏在していると推定し，非対称な褶曲構造が認められない測線までの約２３キロメートル区間について，後期更新世以降の活動の可能性があるものとして耐震設計に考慮するものとした。羽咋沖東撓曲については，安全評価上，褶曲構造の，形状から褶曲の東翼基部に西傾斜の逆断層が伏在していると推定し南部の背斜構造が不明瞭な区間を含め，非対称な褶曲構造が認められない測線までの約３２キロメートル区間について，後期更新世以降の活動の可能性があるものと評価し，耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－１２６，１２７〕。
(ｅ)敷地前面調査海域のその他の断層
後期更新世以降の活動が問題となるものではないとして，耐震設計上考慮しないものとした〔乙１２５－３－１２７。〕
(ｆ)七尾湾調査海域の断層
後期更新世以降の活動が問題となるものではないとして，耐震設計上考慮しないものとした〔乙１２５－３－１２８。〕ｄ敷地周辺海域の断層等（本件敷地の中心から半径３０キロメートル以遠の範囲）の評価結果
(ａ)富山湾西側海域の断層
，この断層は，富山湾西側の大陸斜面基部に示されたものであるがその中間部約１１キロメートル区間については，少なくとも新第三系上部に断層等が存在しないと判断されることから，安全評価上問題としなかった。また，北部約７キロメートル区間及び南部約２２キロメートル区間については，数条の断層の推定が可能であり，そ，の一部が中部更新統以上に変位を与えていると判断されることからそれぞれの区間を後期更新世以降の活動の可能性があるものと評価し，耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－１２９，１３。
０〕
(ｂ)猿山岬北方沖の断層
安全評価上，本断層の東端付近で断層が認められない測線から，断層が屈曲する猿山岬沖で上部更新統に変位・変形が認められない測線までの約４０キロメートル区間について，後期更新世以降の活動の可能性があるものとして取り扱った。そして，安全評価上，この４０キロメートルの区間に完新世離水地形が存在する輪島市門前町鹿磯付近までの沿岸区間を含め，合計約４９キロメートル区間を猿山岬北方沖断層として一括して取り扱い，耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－１３１，１３２〕。
(ｃ)珠洲岬沖の断層群
地質構造的にいくつかの活動区間に区分される可能性もあるが，安全評価上，地質調査所の音波探査記録により第四系に断層等が認められないことを確認した各測線の間の約６９キロメートル区間（以下「珠洲岬沖断層帯」という）について，後期更新世以降の活。動の可能性があるものとして取り扱い，耐震設計に考慮するものとした〔乙１２５－３－１３３，１３４。〕
(ｄ)敷地から３０キロメートル以遠のその他の断層Ｆｕ１及びＦｕ２については，少なくとも第四系には対応する断層は存在しないし，また，敷地前面調査海域の西部には，Ｂ層及びＣ層中に正断層からなる小断層群が推定されるが，これらの小断層は，連続性が認め難く，途中で消失するもの及び収れんする傾向のものもあり，また，海底地形が平坦であることなどから，いずれも安全評価上問題としなかった〔乙１２５－３－１３４，１３５。〕また，文献により敷地周辺海域に示されたその他の断層については，断層の長さと敷地からの距離を考慮し，安全評価上問題としなかった〔乙１２５－３－１３５。〕
ｅ敷地近傍陸域の断層の評価結果
(ａ)福浦断層
新リニアメント判読基準によれば，志賀町福浦港東方から同町赤住北東方までの中期更新世に形成された高位段丘面群の分布域に，北部の約１．４キロメートル区間，南部の約１．２キロメートル区間で断続的にリニアメント・変動地形が判読された。このリニアメント・変動地形の周辺には高位段丘面が四面（以下，低い方から「Ⅰ面「Ⅱ面「Ⅲ面   「Ⅳ面」という）分布している。南部の」，」，」，。約１．２キロメートル区間のリニアメント・変動地形を挟んで高位段丘Ⅰ面及びⅡ面が分布しており，高位段丘Ⅰ面にはリニアメント・変動地形を挟んで分布高度に系統的な差が認められず，また，高位段丘Ⅱ面にも分布高度に系統的な差が認められない。さらに，北部の約１．４キロメートル区間のリニアメント・変動地形を挟んで高位段丘Ⅱ面，Ⅲ面及びⅣ面が分布しており，南部の約１．２キロメートルの区間と同様，高位段丘Ⅱ面，Ⅲ面及びⅣ面にはリニアメント・変動地形を挟んで分布高度に系統的な差が認められない。ま，た，地表踏査によれば，受堤北方の山腹で認められた断層露頭では安山岩中の断層を礫混じり粘土からなる堆積物が不整合に覆っており，断層直上の安山岩と堆積物の境界については，同境界部の軟Ｘ線写真によれば断層変位を受けた形跡は認められない。断層を覆う堆積物は，赤色土壌化及びくさり礫化の程度が周辺の高位段丘堆積層の赤色土壌化及びくさり礫化の程度と類似しており，遊離酸化鉄の分析結果でも，活性度，結晶化指数は，敷地近傍の高位段丘の土壌と同程度の値を示していた。このような赤色土壌化及びくさり礫化は下末吉期の温暖な気候下で形成されたと考えられることから，，この堆積物は，少なくとも下末吉期以前に堆積したものと考えられこれに断層が認められないことから，活動が後期更新世に及んでいないと判断した。以上の調査結果から，活動が後期更新世に及んでおらず，耐震設計に考慮する必要がないと評価した〔乙１２５－３。
－１４６，１４７，乙１８１〕
(ｂ)長田付近の断層


新リニアメント判読基準によれば，約２．５キロメートルの区間でリニアメント・変動地形が判読されるが，穴水累層と草木互層との硬軟の差を反映した差別侵食による組織地形と判断されることから，耐震設計上考慮しなかった〔乙１２５－３－１４９。〕
(ｃ)和光台南の断層
後期更新世以降の活動が問題となるものではなく，耐震設計上考慮する必要はないと評価した〔乙１２５－３－１５０。〕
(ｄ)敷地近傍陸域のその他の断層
高ツボリ山の北西方に２条，高ツボリ山の東方に１条存在する確実度Ⅲ（活断層の可能性があるが，変位の向きが不明であったり，他の原因，例えば川や海の浸食による崖あるいは断層に沿う浸食作用によってリニアメントが形成された疑いが残るもの）のリニアメ。ントについて，いずれも後期更新世以降の活動が問題となるものではなく，耐震設計上考慮する必要はないと評価した〔乙１２５－３－１５０，１５１。〕
ｆ敷地近傍海域の断層の評価
敷地近傍海域には，志賀町福浦港周辺の碁盤島西方海域の断層及び同町赤住周辺の兜岩沖断層の２本の断層の存在が推定されるが，いずれも後期更新世以降の活動が問題となるものではなく，耐震設計上考慮する必要はないと評価した〔乙１２５－３－１５２，１５３。〕
ｇ敷地の評価
前記(ア)ａ(ｄ)及びｂ(ｄ)の調査の結果，断層は認められなかった〔乙１２５－３－１５４ないし１５８。〕
(ウ)新耐震指針及びバックチェックルールに基づく基準地震動Ｓｓの策定証拠〔乙１２５－４，乙１２７－１，乙１３６，乙１８１〕及び弁論の全趣旨によれば，以下の事実が認められる（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）
控訴人は，新耐震指針及びバックチェックルールに基づき，以下のとおり基準地震動Ｓｓを策定した。
ａ敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
(ａ)検討用地震の選定
控訴人は，地震の発生様式として，内陸地殻内地震，プレート間地震，海洋プレート内地震及びその他の地震に分類した上，１８８４年以前については宇佐美龍夫「昀新版日本被害地震総覧［４１６（東京大学出版会，２００１，１８８５年から１９２２年につ］」）いては宇津徳冶ほか編「地震の事典［第２版（朝倉書店，２００］」１，１９２３年以降については気象庁「地震火山月報（カタログ）編）等（１９２３～２００７）といった昀新の地震カタログを用い，」以下のとおり，過去の地震から検討用地震を選定した。すなわち，控訴人は，内陸地殻内地震として，①１５８６年天正地震（マグニチュード７．８，②１７２９年能登・佐渡の地震）（マグニチュード６．８，③１８５８年飛越地震（マグニチュー）ド７．１，④１８９１年濃尾地震（マグニチュード８．０   ，⑤））１８９２年能登の地震（マグニチュード６．４）及び⑥１９３３年能登半島の地震（マグニチュード６．０）を抽出した。，〔乙１２５－４－２，５，６，２２，４２，４６ないし４９，５２
６６，６７〕
また，控訴人は，同様に内陸地殻内地震である能登半島地震（マグニチュード６．９）については，その震源断層を笹波沖断層帯（東部）であるとし，同断層帯による地震として評価した〔乙１２５－４－２，５１。〕
控訴人は，プレート間地震についてはその発生領域から本件敷地までの距離が３００キロメートル以上離れていることから，また，海洋プレート内地震及びその他の地震（日本海東縁部で発生する地震）についてはいずれもその発生領域から本件敷地までの距離が２００キロメートル以上離れていることから，いずれも，本件敷地に，与える影響は小さいと判断した〔乙１２５の４－２，７，８，１８１９，４２。〕
(ｂ)地震の規模の算定
控訴人は，前記(イ)で評価した活断層から想定される地震の規模は，活断層の長さから松田式を用いてマグニチュードを算定し，前記(ａ)で選定した過去の地震の規模は，地震カタログによるマグニチュードを用いた。ただし，活断層のうち，長さが短い孤立した活断層については，震源断層面が地表付近の長さ以上に拡がっている可能性を考慮し，安全評価上，震源断層面が地震発生層の上限から下限まで拡がっているものと仮定して震源断層面の幅を算定した上で，地震学的知見に基づき，震源断層面の幅の長さを断層長さとしてマグニチュードを算定した。具体的には，震源断層面の幅は，地震発生層の深さ（本件敷地周辺の微小地震等の深さ方向の分布状況に基づき，その上限深さを３キロメートル，下限深さを１８キロメートルとして想定）及び傾斜角（活断層の調査等から傾斜角を６０度として設定）から１７．３キロメートルとなる〔乙１２５－４－５７〕ため，長さがこれより短い孤立した活断層，すなわち，酒見断層，富来川断層，能登島半の浦断層帯及び坪山－八野断層について，前記(イ)の活断層評価の結果にかかわらず，安全評価上，その活断層の長さを一律に１７．３キロメートルとし，この長さから地震の規模をマグニチュード６．９として設定した〔乙１２５－４－。
１７，５１，５２〕
(ｃ)本件敷地までの距離の算定
控訴人は，前記(ｂ)で想定した地震の震源の本件敷地までの距離については，後記(ｆ)（応答スペクトルに基づいた地震動評価）において耐専スペクトルの手法を用いることから，等価震源距離として算定した。具体的には，活断層による地震については，活断層の位置，傾斜角及び地震発生層の上限，下限深さから算定した震源断層面の幅により設定した震源断層面に基づき等価震源距離を算定した。過去の地震については，地震の規模に応じた面積を持つ仮想の断層面を地震カタログによる震央位置に仮定して等価震源距離を算定した。長さが短い孤立した活断層については，安全評価上，位置の不確かさを考慮し，本件敷地に昀も近くなる位置に設定して等価震源距離を算定した〔乙１２５－４－２２，５１，５２，５４〕。
(ｄ)検討用地震の候補となる地震の選定


控訴人は，前記(ｂ)で求めたマグニチュード及び前記(ｃ)で求めた等価震源距離から，活断層による地震及び過去の地震における本件敷地への相対的な影響を検討した結果，①酒見断層（マグニチュード６．９，等価震源距離１５．８キロメートル，②眉丈山第）２断層（マグニチュード７．０，等価震源距離１５．３キロメートル，③笹波沖断層帯（東部   （マグニチュード７．０，等価震源））距離２２．１キロメートル，④笹波沖断層帯（西部   （マグニチ））ュード７．１，等価震源距離２２．１キロメートル，⑤前ノ瀬東）方断層帯（マグニチュード７．３，等価震源距離２５．９キロメートル，⑥邑知潟南縁断層帯（マグニチュード７．４，等価震源距）離３８．４キロメートル，⑦笹波沖断層帯（全長   （マグニチュ））ード７．６，等価震源距離２２．１キロメートル，⑧猿山岬北方）沖断層（マグニチュード７．７，等価震源距離４１．９キロメートル，⑨珠洲岬沖断層帯（マグニチュード７．９，等価震源距離６）９．９キロメートル，⑩糸魚川－静岡構造線活断層系（マグニチ）ュード８．５，等価震源距離１５８キロメートル）及び⑪１８９２年能登の地震（マグニチュード６．４，等価震源距離１３．１キロメートル）を，検討用地震の候補として選定した〔乙１２５－４－２２，４２，５４，５５。〕
(ｅ)検討用地震の選定
控訴人は，前記(ｄ)の検討用地震の候補とした各地震について，マグニチュードと等価震源距離から耐専スペクトルの手法に基づき，応答スペクトルを算定し，本件敷地における地震動の大きさを比較検討した結果，前記(ｄ)の⑦笹波沖断層帯（全長）による地震の応答スペクトルが，同①ないし⑥及び⑧ないし⑪の各地震の応答スペクトルを全周期帯にわたって上回っていることから，検討用地震として，笹波沖断層帯（全長）による地震を選定した〔乙１２５－４－２３，４２，５６，８１。〕
(ｆ)応答スペクトルに基づく地震動評価
控訴人は，応答スペクトルに基づく地震動評価について，ＪＥＡＧ（２００７）が，敷地ごとに震源を特定して策定する地震動評価につき距離減衰方式を用いた経験的な方法として示している，耐専スペクトルの手法（Ｎｏｄａｅｔａｌ   （２００２）で提案さ．れた，地震観測記録に基づき策定された距離減衰式による経験的な方法）が，前記エ(イ)においてバックチェックルールが示す各要。件（①解放基盤表面の地震動として評価できること，②震源の拡がりが考慮できること，③敷地における地震観測記録を用いて，地震発生様式，地震波伝播経路等に応じた諸特性が考慮できること④水平方向及び鉛直方向の地震動が評価できること）を満たす手法であるとし，これを用いて，前記(ｅ)において検討用地震として，選定した笹波沖断層帯（全長）による地震について，以下のとおり，基本的なケースの検討及び不確かさを考慮したケースの検討を行い水平方向及び鉛直方向の地震動を評価した〔乙１２５－４－２４，２５，２７，４２，５７，５９，８４ないし８６，９０，９１，添２７，２８，３４，乙１２７－１－１８ないし２７，４１，４２，乙１８１。〕
ⅰ基本的なケースの検討
控訴人は，耐専スペクトルの手法を用いて地震動評価を行うために必要なパラメータである震源断層面，アスペリティ及び等価震源距離については，以下のように設定した。
(ⅰ)震源断層面
笹波沖断層帯（東部）については，後記(ｇ)（断層モデルを用いた手法による地震動評価）のとおり，傾斜角及び断層長さは，能登半島地震による実際の観測記録を再現したシミュレーション解析（以下「能登半島地震のシミュレーション解析」という）で設定した値に基づき，傾斜角を６０度，断層長さを２。０．６キロメートルと設定し，震源断層面の幅については，安全評価上，その下端を地震発生層の下限まで拡げて１７．３キロメートルと設定した。これらの傾斜角，震源断層面の幅及び断層長さに基づき，笹波沖断層帯（東部）の震源断層面を設定した。笹波沖断層帯（西部）については，後記(ｇ)（断層モデ，ルを用いた手法による地震動評価）のとおり，傾斜角を６０度断層長さを２２．２キロメートル，震源断層面の幅を１７．３キロメートルと設定した。これらの傾斜角，震源断層面の幅及び断層長さに基づき，笹波沖断層帯（西部）の震源断層面を設定した。
(ⅱ)アスペリティ
笹波沖断層帯（東部）については，能登半島地震のシミュレーション解析によって得られた結果に基づき設定した。また，笹波沖断層帯（西部）については，後記(ｇ)（断層モデルを用いた手法による地震動評価）の際に設定したものを用いた。
(ⅲ)等価震源距離
笹波沖断層帯（東部）及び笹波沖断層帯（西部）のいずれについても，前記(ⅱ)で設定したアスペリティを考慮して算定した。
以上のように設定したケースを基本的なケースとした震源モデルは，本判決別紙５－１図１のとおりである。
なお，ＪＥＡＧ（２００７）は，内陸地震に耐専スペクトルを適用する際には，地震基盤における水平地震動に対して補正係数を乗じると地震動の平均的な特性をより正確に表すことができる事例もあることから，対象とする地震の震源メカニズム等を過去の地震の事例と照らし合わせ，その妥当性を確認の上，前記補正を行うことができる旨規定している〔乙１２７－１－４１，４２。控訴人は，耐専スペクトルの評価に当たって，この内陸補正〕係数による低減の可否を検討するため，能登半島地震を含む本件敷地で観測されたマグニチュード５．３以上，等価震源距離が２００キロメートル程度以下の地震である１８の地震による観測記録を用い，それぞれの地震による，耐専スペクトルと観測記録のはぎとり波（これまでに敷地で観測された内陸地殻内地震の記録のＥＬ（標高）マイナス１０メートルから上部の地盤の影響を取り除いて解析的に求めた解放基盤表面の地震動）の応答スペクト。ルとの比率を算定した。その結果，周期ごとに求めた比率の平均値は，内陸地殻内地震の場合に地震動を低減できる内陸補正係数の形状とほぼ整合していることを確認したものの，能登半島地震（規模の大きい二つの余震を含む）による観測記録に限定して算。定したところ，内陸補正係数を用いない方が整合することから，内陸補正係数による低減は行わないこととした。
ⅱ不確かさを考慮したケースの検討


，控訴人は，前記ⅰのとおり，笹波沖断層帯（東部）については震源断層面下端を，安全評価上，地震発生層下限まで拡げて設定した。また，控訴人は，アスペリティの位置の不確かさについても考慮して地震動を評価することとし，前記ⅰの基本的なケースを基に，笹波沖断層帯（西部）のアスペリティの位置を震源断層面内において，安全評価上，本件敷地に対して昀も近くなる位置に設定したり（以下「不確かさを考慮したケース１」という，。）震源断層の破壊開始地点を破壊が本件敷地に向かう方向となる笹波沖断層帯（西部）の西側アスペリティ下端部に設定するなどした（以下「不確かさを考慮したケース２」という。以上のよう。）に設定した不確かさを考慮したケースの震源モデルは，本判決別紙５－１図２のとおりである。そして，不確かさを考慮した場合の地震動評価のうち，不確かさを考慮したケース２については，基本的なケースの評価結果と同じ結果となることから，不確かさを考慮した場合の地震動評価として，不確かさを考慮したケース１の評価結果で代表させることとした。
ⅲ地震動の評価結果
前記の基本的なケース及び不確かさを考慮したケース（不確かさを考慮したケース１）の耐専スペクトルは，本判決別紙５－２ないし５－５のとおりである。この二つのケースにおいて，基本的なケースの等価震源距離（Ｘｅｑ）は２２．０キロメートル，不確かさを考慮したケース（不確かさを考慮したケース１）の等価震源距離（Ｘｅｑ）は２１．７キロメートルとなることから，本件敷地における地震動は，不確かさを考慮したケース（不確かさを考慮したケース１）がより大きいものとなる。
(ｇ)断層モデルを用いた手法による地震動評価
控訴人は，震源及び地下構造のモデルを適切に把握するために，以下のとおり，能登半島地震のシミュレーション解析を実施し（後記ⅰ，このシミュレーション解析の結果を基に，検討用地震の地震）動評価を行った（後記ⅱ。さらに，応答スペクトルに基づく地震動）評価と同様に，基本的なケースの検討だけでなく，不確かさを考慮したケースの検討も行い（後記ⅲ，地震動の評価を行った（後記）ⅳ。）
また，控訴人は，断層モデルを用いた地震動評価手法としては，後記ⅰの能登半島地震のシミュレーション解析において，経験的グリーン関数法のみを用いて計算した結果に比べて，短周期側を経験的グリーン関数法を用い，長周期側を理論的手法を用い，それぞれ計算し，その結果を合成するハイブリッド合成法を用いた方が，能登半島地震の観測記録を全周期帯にわたって精度よく再現できたとして，ハイブリッド合成法を用いた。
，〔乙１２５－４－２４ないし２８，３１，５７，５８，６０，８４８７ないし８９，９２ないし９５，添４６ないし６９，乙１８１，
弁論の全趣旨〕
ⅰ能登半島地震のシミュレーション解析
控訴人は，能登半島地震について，各種研究機関の調査結果及び控訴人の調査結果を踏まえた昀新の知見を考慮して断層モデルを用いたシミュレーション解析を実施した。
(ⅰ)震源のモデル化
控訴人は，震源をモデル化するため必要なパラメータである震源断層面，アスペリティ等につき，以下のように設定した。能登半島地震の震源断層面については，能登半島地震の余震分布状況に基づき傾斜角，震源断層面の幅及び断層長さを設定し，これらにより震源断層面を設定した。具体的には，傾斜角は，余震の深さ方向の分布状況から６０度とし，震源断層面の幅は，傾斜角を考慮して１３．９キロメートルとし，断層長さについては余震の分布状況に基づき２０．６キロメートルとして設定した。そして，これらの傾斜角，震源断層面の幅及び断層長さに基づき能登半島地震の震源断層面を設定した。また，アスペリティの大きさ，位置及び個数については，各種研究機関の調査結果を基に設定した。
(ⅱ)地下構造のモデル化
控訴人は，地下構造をモデル化するため必要なパラメータで。ある速度構造及び減衰構造については，以下のように設定した速度構造については，控訴人が本件敷地周辺で実施した弾性波探査の結果，Ｔ．Ｉｉｄａｋａｅｔａｌ   「Ｃｏｎｆｉｇ．ｕｒａｔｉｏｎｏｆｓｕｂｄｕｃｔｉｎｇ   ＰｈｉｌｉｐｐｉｎｅＳｅａｐｌａｔｅ   ａｎｄｃｒｕｓｔａｌｓｔｒｕｃｔｕｒｅｉｎｔｈｅ   ｃｅｎｔｒａｌＪａｐａｎｒｅｇｉｏｎ」の調査結果及び岩田知孝・関口春子「２０００年鳥取県西部地震の震源過程と震源域強震動（以下「岩田」・関口（２００２」という）による値等を用いて設定した。）。また，減衰構造については，地震基盤以浅は控訴人が実施した本件敷地地盤における原位置試験の結果に基づいて設定した値を用いて設定し，地震基盤以深については，地震基盤相当の減衰値が記載されている，岩田・関口（２００２）による値を用いて設定した。
(ⅲ)要素地震の選定
控訴人は，要素地震に，本震の震源域付近で発生し，本震と同様なメカニズム解を持つ余震の観測記録を用いた。
(ⅳ)シミュレーション解析の結果
前記のように設定した震源モデル，地下構造モデル及び要素地震に基づき能登半島地震のシミュレーション解析を実施した，結果，ハイブリッド合成法によるシミュレーション解析結果は周期０．６秒付近の特徴を含め，能登半島地震による本件敷地で観測された全体的な特徴をよく再現するものとなったことから，控訴人は，検討用地震を用いた断層モデル手法による地震動評価においても，このシミュレーション解析によって得られた結果を反映することとした。
ⅱ基本的なケースの検討
控訴人は，前記ⅰの能登半島地震のシミュレーション解析の結果を基に，断層モデルを用いた手法による地震動評価を行うために必要な震源モデル及び地下構造モデルを，以下のように設定した。
(ⅰ)震源モデルの設定
控訴人は，震源モデルの設定のために必要な断層パラメータは，能登半島地震のシミュレーション解析により求められた値に基づいて設定した。


具体的には，巨視的断層パラメータである震源断層面は，笹波沖断層帯（東部）については，能登半島地震のシミュレーション解析で設定した震源断層面を基本とし，傾斜角を６０度，断層長さを２０．６キロメートルとしたが，震源断層面の幅については，その下端深さは，能登半島地震のシミュレーション解析の結果では１５キロメートルとなるものの，安全評価上，本件敷地周辺における微小地震等の深さ方向の分布状況に基づき想定した地震発生層の下限深さである１８キロメートルまで拡げることとし，震源断層面の上端は３キロメートル，下端は１８キロメートルとし，傾斜角を考慮して１７．３キロメートルと設定した。また，笹波沖断層帯（西部）については，傾斜角と断層長さについては，活断層調査の結果等に基づき，傾斜角を６０度，断層長さを２２．２キロメートルと設定し，震源断層面の幅については，本件敷地周辺における微小地震等の深さ方向の分布状況に基づき地震発生層の上限深さは３キロメートル，下限深さは１８キロメートルと想定していることから，震源断層面がその上限から下限まで拡がっているものとして，震源断層面の上端は３キロメートル，下端は１８キロメートルとし，傾斜角を考慮して１７．３キロメートルと設定した。，次に，微視的断層パラメータであるアスペリティについては笹波沖断層帯（東部）のアスペリティは，能登半島地震のシミ，ュレーション解析によって得られたアスペリティとした。また笹波沖断層帯（西部）のアスペリティは，変位の大きい区間に対応させて設定した。
その他のパラメータである破壊開始点については，笹波沖断層帯（西部）のアスペリティのうち本件敷地に近い東側のアスペリティの下端に設定した。
前記により設定したケースを基本的なケースとし，その震源モデルについては本判決別紙５－６図１のとおりであり，応力降下量等，その他必要なパラメータについては，本判決別紙５－７のとおりである。
(ⅱ)地下構造モデルの設定
地下構造モデルは，能登半島地震のシミュレーション解析により求められた値に基づき設定した。
ⅲ不確かさを考慮したケースの検討
控訴人は，前記(ｆ)ⅱ（応答スペクトルに基づく地震動評価における不確かさを考慮したケースの検討）のとおり，笹波沖断層帯（東部）につき，①アスペリティの位置を，西部のアスペリティを敷地に昀も近くなる位置に設定した場合（不確かさを考慮したケース１）の検討を行うとともに，②震源断層の破壊開始地点を破壊が本件敷地に向かう方向となる笹波沖断層帯（西部）の西側アスペリティ下端部に設定した場合（不確かさを考慮したケース２）の検討を行った。
以上のように設定した不確かさを考慮したケースの震源モデルは，本判決別紙５－６図２，図３のとおりである。
ⅳ地震動の評価結果
控訴人は，前記の基本的なケース，不確かさを考慮したケース１及び不確かさを考慮したケース２の三つのケースについて，それぞれ断層モデルを用いた手法により地震動評価を行った。この結果，求められた応答スペクトルは，本判決別紙５－８ないし５－１１のとおりである。
控訴人は，本判決別紙５－１２ないし５－１４のとおり，前記断層モデルを用いた手法により求められた応答スペクトルの結果と前記(ｆ)の応答スペクトルに基づく地震動評価（耐専スペクトルの手法による地震動評価，大野ほか（２００１）による評価結）果及び司・翠川（１９９９）による評価結果との比較検討を行ったところ，断層モデルを用いた手法による地震動評価結果は，耐専スペクトルによる地震動評価に比べ，部分的に大きくなるところがあるものの，全体的にほぼ同程度であり，また，前記大野ほか（２００１）による評価結果に対しては，応答スペクトルの短周期側では大きめの評価となっており，司・翠川（１９９９）による評価結果に対しては，昀大加速度及び昀大速度の値が大きいものとなっていたことから，断層モデルを用いた手法による地震動評価が妥当であるとの結論を得た。
ｂ震源を特定せず策定する地震動
控訴人は，ＪＥＡＧ（２００７）が震源を特定せず策定する地震動の策定方法の一例として加藤スペクトルを用いた場合を挙げていることから〔乙１２７－１－参３９ないし５２，震源を特定せず策定する〕地震動として，本判決別紙５－１５及び５－１６のとおり，加藤スペクトルを用いて本件敷地の地盤物性を考慮した応答スペクトルを策定した〔乙１２５－４－２９，３１，９６，９７。〕
また，控訴人は，加藤スペクトルを用いることについて，地域性に関する知見（後記(ａ)）及び確率論的評価（後記(ｂ)）に基づいて検討を実施し，本件原子炉施設のバックチェックにおいて適用する妥当性を有するものとの結論を得た。
(ａ)地域性に関する知見に基づく震源を特定せず策定する地震動の
妥当性の評価
前記エ(エ)のとおり，バックチェックルールでは，震源を特定せず策定する地震動の「応答スペクトルの妥当性の確認は，昀新の知見に照らして地点ごとに個別に行うこととする」とされている。そ。こで，控訴人は，地域性に関する知見に照らし合わせて，加藤スペクトルについて，本件原子炉施設のバックチェックでの適用の妥当性について検討した。地震調査委員会が平成１７年３月２３日に作成し，平成１８年９月２５日に改訂した「確率論的地震動予測地図の説明〔乙１３６〕は，本件敷地が位置する能登地域について，」「活断層が特定されていない場所で発生する地震」の昀大マグニチュードを，活断層と関連付けることが困難な地震である１７２９年能登・佐渡の地震の諸元に基づいて，マグニチュード６．８としているところ，この規模は，加藤スペクトルで考慮されている地震の昀大規模であるマグニチュード６．８〔乙１２７〕と同じであり，，整合していた。その結果，控訴人は，地震の規模という観点からは本件原子炉施設のバックチェックにおいて震源を特定せず策定する地震動として加藤スペクトルを用いることは，地域性に関する知見に照らしても妥当なものであるとの結論を得た〔乙１２５－４－３。
０〕
(ｂ)確率論的評価に基づく震源を特定せず策定する地震動の妥当性
の評価


前記エ(エ)のとおり，バックチェックルールでは，震源を特定せず策定する地震動の応答スペクトルの妥当性の確認には「既往の研，究成果や昀新知見を踏まえた確率論的な評価等を参考とする」とさ。れ，その確率論的な評価の例として，①地表に明瞭な痕跡を示さない震源断層に起因する震源近傍の地震動についての確率論的な研究成果を踏まえた評価（地点を特定しない評価，及び，②陸域で）発生する地震のうち活断層が特定されていない場所で発生する地震の地域ごとの昀大マグニチュードに関する研究成果を踏まえた地震ハザード評価（地域性を考慮した個別地点ごとの評価）が挙げられている。そこで，控訴人は，バックチェックルールで確率論的な評価の例として挙げられた知見と加藤スペクトルとを比較し，検討を行った。その結果，以下のとおり，加藤スペクトルを用いて策定した本件原子炉施設のバックチェックにおける震源を特定せず策定する地震動は，昀新知見を踏まえた確率論的な評価からみても，原子炉施設の安全性を評価する上で，妥当性を有するものと評価した。
〔乙１２５－４－３２〕
ⅰ地表に明瞭な痕跡を示さない震源断層に起因する震源近傍の地震動についての確率論的な研究成果を踏まえた評価の検討地表に明瞭な痕跡を示さない震源断層に起因する震源近傍の地震動についての確率論的な研究成果を踏まえた評価としては，独立行政法人原子力安全基盤機構（以下「ＪＮＥＳ」という）によ。る「震源を特定しにくい地震による地震動の検討に関する報告書」が存在する。この報告書では，震源を特定しにくい地震による地震動について，日本全国を地域に区分し，それぞれの地域における水平方向の地震動の年超過確率ごとの地震基盤での応答スペクトル（１０ないし１０の四つの応答スペクトル）が求めら-3   -6れている。そこで，控訴人は，本判決別紙５－１７のとおり，本件敷地が該当する地域である「中部・近畿」における年超過確率ごとの応答スペクトルと，地震基盤での加藤スペクトルとを比較した。その結果，加藤スペクトルは，全周期帯にわたって年超過確率が１０ないし１０程度となっているとの結論を得た   〔乙。-4-5
１２５－４－３２，９８，９９〕
ⅱ陸域で発生する地震のうち活断層が特定されていない場所で発生する地震の地域ごとの昀大マグニチュードに関する研究成果を
踏まえた地震ハザード評価の検討
陸域で発生する地震のうち活断層が特定されていない場所で発生する地震の地域ごとの昀大マグニチュードに関する研究成果を踏まえた地震ハザード評価としては，社団法人日本原子力学会が定めた「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基準：２００７」が存在する。そこで，控訴人は，この基準に基づき，本件敷地周辺を３つに区分した領域について，活断層と関連付けることができない地震の昀大マグニチュードをそれぞれ設定し，そのマグニチュードを持った地震が各領域内のどこにでも発生すると仮定した震源（以下「領域震源」という）による年超。過確率ごとの解放基盤表面での応答スペクトルを水平方向及び鉛直方向それぞれについて求め，本判決別紙５－１８及び５－１９のとおり，このスペクトルと解放基盤表面での加藤スペクトルとを比較した。その結果，水平方向及び鉛直方向の地震動とも，加藤スペクトルは，短周期側では年超過確率が１０ないし１０程-4   -5度であり，長周期側では年超過確率が１０よりも小さくなって-5いるとの結論を得た〔乙１２５－４－３２，９９，１００〕。
ｃ基準地震動Ｓｓの策定
控訴人は，応答スペクトルに基づく地震動評価と断層モデルを用い。た手法による地震動評価のそれぞれによる基準地震動Ｓｓを策定した(ａ)応答スペクトルに基づく手法による基準地震動Ｓｓの策定敷地ごとに震源を特定して策定する地震動の応答スペクトルに基づく手法（前記ａ(ｆ)）による基準地震動Ｓｓの設計用応答スペクトルは，本判決別紙５－２０及び５－２１のとおりであり，前記ａ(ｆ)ⅲにおける基本的なケース及び不確かさを考慮したケースの耐専スペクトル（本判決別紙５－２ないし５－５）を包絡し，更に全周期帯について安全余裕を考慮して，水平方向及び鉛直方向の地震動について策定した（策定した基準地震動Ｓｓについて，水平方向をＳｓ－１Ｈ，鉛直方向をＳｓ－１Ｖとした〔乙１２５－４－３。）３，１０１，１０２。〕
また，前記エ(カ)のとおり，バックチェックルールでは，震源を特定せず策定する地震動の応答スペクトルが，敷地ごとに震源を特定して策定する地震動による基準地震動Ｓｓの設計用応答スペクトルに全周期帯において包絡されている場合等は，敷地ごとに震源を特定して策定する地震動による基準地震動Ｓｓで代表させることができるとされているところ，本判決別紙５－２２及び５－２３のとおり，前記ｂにおいて震源を特定せず策定する地震動として加藤スペクトルを用いて策定した水平方向及び鉛直方向の地震動の応答ス，ペクトル（本判決別紙５－１５及び５－１６）は，全周期にわたり敷地ごとに震源を特定して策定する地震動による基準地震動Ｓｓの設計用応答スペクトルたるＳｓ－１Ｈ及びＳｓ－１Ｖを下回っていることから，控訴人は，震源を特定せず策定する地震動（加藤スペクトルを用いて策定した地震動の応答スペクトル）は，敷地ごとに震源を特定して策定する応答スペクトルに基づく手法による基準地震動Ｓｓで代表させることとした〔乙１２５－４－３５，１０５，１０６。〕


(ｂ)断層モデルを用いた手法による基準地震動Ｓｓの策定前記エ(オ)ｄのとおり，バックチェックルールでは，断層モデルを用いた手法による基準地震動Ｓｓの策定の際には「断層モデルを，用いた手法による基準地震動Ｓｓは，施設に与える影響の観点から地震動の諸特性を考慮して，設計用応答スペクトルとの関係を踏まえつつ，断層モデルを用いた手法による地震動の評価結果から選定」し，その地震波形を用いて策定するとされている。そこで，控訴人は，本判決別紙５－２４及び５－２５のとおり，前記(ａ)の基準地震動Ｓｓ－１の設計用応答スペクトルと前記ａ(ｇ)ⅳで行った断層モデルを用いた手法による地震動評価（本判決別紙５－８ないし５－１１）との比較を行った。その結果，基本的なケース及び不確かさを考慮したケース１の地震動レベルは，不確かさを考慮したケース２の地震動よりも基準地震動Ｓｓ－１の設計用応答スペクトルに対して相対的に大きなものとなっていることから，控訴人は，断層モデルを用いた手法による基準地震動Ｓｓについては，基本的なケース及び不確かさを考慮したケース１の評価結果を代表として選定し，それぞれ基準地震動Ｓｓ－２及びＳｓ－３とした〔乙１２５－。
４－３４，１０３，１０４〕
(ｃ)基準地震動Ｓｓの妥当性の確認
前記エ(オ)ｄのとおり，バックチェックルールでは，必要に応じて応答スペクトルに基づく手法及び断層モデルを用いた手法により選定された手法以外の手法を用いて地震動を評価し，基準地震動Ｓｓの妥当性を確認するとされている。そこで，控訴人は，本判決別紙５－２６及び５－２７のとおり，前記ａ(ａ)で選定した検討用地震に対し，距離減衰式の知見として知られている，大野ほか（２０，０１）に基づき検討用地震による地震動の応答スペクトルを算出し基準地震動Ｓｓと比較・検討した。その結果，基準地震動Ｓｓ－１の応答スペクトルは，前記の知見に基づく応答スペクトルを全周期にわたって上回っており，余裕が認められた〔乙１２５－４－３６，。
１０７，１０８，乙１８１〕
また，前記エ(キ)のとおり，バックチェックルールでは，基準地震動Ｓｓがどの程度の超過確率に相当しているかを把握するとされている。そこで，控訴人は，本判決別紙５－２８及び５－２９のとおり，前記ｂ(ｂ)ⅱで用いた「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基準：２００７」に基づき，領域震源と活断層による地震を組み合わせた地震ハザード評価結果から，本件敷地における年超過確率ごとの応答スペクトルを求め，このスペクトルと基準地震動Ｓｓの応答スペクトルとを比較した。その結果，応答スペクトルに基づく手法による基準地震動Ｓｓ－１Ｈ及びＳｓ－１Ｖは，全周期帯にわたって年超過確率が１０ないし１０程度となっ-4   -5ていたことから，基準地震動Ｓｓは，原子炉施設の安全性を評価する上で，十分なレベルであるとの結論を得た〔乙１２５－４－３９，。
４０，１１４，１１５〕
(エ)本件原子炉施設の耐震安全性評価
証拠〔乙９２，乙１２５－５，乙１２５－６，乙１２５－７，乙１２５－８，乙１２５－９，乙１２５－１０，乙１３７ないし１３９，乙１４８，乙１４９，乙１８１〕によれば，以下の事実が認められる（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）
控訴人は，平成１８年１１月から平成１９年９月に掛けて及び同年１１月から平成２０年３月に掛けて，本件原子炉施設のうち，相対的に裕度の少ない設備について後記ａのとおり耐震裕度向上工事を行った上，前記(ウ)のとおり策定した基準地震動Ｓｓに対し，バックチェックルールに従い，以下のとおり，①原子炉建屋基礎地盤の安定性評価（後記ｂ，②安全上重要な建物・構築物の耐震安全性評価（後記ｃ   ，③））安全上重要な機器・配管系の耐震安全性評価（後記ｄ，④地震随伴事）象に対する考慮（後記ｅ）につき，本件原子炉施設の耐震安全性評価を実施した。
ａ耐震裕度向上工事
控訴人は，平成１８年１１月から平成１９年９月に掛けて及び同年１１月から平成２０年３月に掛けて，耐震裕度向上工事として，①防震器を大容量のものに取り替える，補強部材を取り付ける，より耐震強度を有する配管サポートに取り替える，新たな配管サポートを追加設置するなどの配管サポート改造工事，及び，②耐震補強材を追加設置する電路類サポート改造工事を行った〔乙１３７ないし１３９。〕
ｂ原子炉建屋基礎地盤の安定性評価
(ａ)評価方針及び地震応答解析
，バックチェックルールに基づき，炉心で直交する２断面について基準地震動Ｓｓによる地震動に対して地震応答解析を行い，安定性評価を実施した〔乙９２（添２７，乙１２５－５－２，３８。）〕安定性評価に用いる地震動は，バックチェックルールに基づき，解放基盤表面上における基準地震動Ｓｓを一次元波動論によりＥＬ（標高）マイナス２００メートルの位置まで引き戻して評価したものを用いた〔乙９２（添２８，乙１２５－５－５２。）〕地震応答解析は，バックチェックルールに基づき，周波数応答解析法を用い，基準地震動Ｓｓの水平地震動と鉛直地震動による応答を考慮した〔乙９２（添２７，２９)，乙１２５－５－４７ないし５１。なお，同解析においては，バックチェックルールに基づき，地〕盤状況に応じて，等価線形解析法により，ひずみ依存性も考慮した〔乙９２（添２９，乙１２５－５－３，５５ないし６６。）〕前記の炉心で直交する２断面は，本件設置変更許可申請時点の地，盤調査や強度試験等の結果に基づいて地盤の解析用物性値を設定し二次元動的有限要素法を用いて原子炉建屋基礎地盤をモデル化した）〕。ものを用いた〔乙９２（添２８，乙１２５－５－３９ないし４４安定性評価は地震時の支持性能について評価するものとし，具体的には，バックチェックルールに基づき，地震応答解析の結果得られたすべり安全率により評価した〔乙１２５－５－３，４，１０ないし３０。なお，評価においては，バックチェックルールに基づき，〕初期地圧，地震力，地下水位等も考慮した〔乙９２（添２７，２９，乙１２５－５－５３。）〕


さらに，地震時における原子炉建屋基礎の底面の鉛直方向の相対変位等については，バックチェックルールに基づき，鉛直方向の相対変位及び傾斜により評価した〔乙９２（添２９，乙１２５－５－）４，３１ないし３６。〕
(ｂ)評価基準
，原子炉建屋基礎地盤については，バックチェックルールに基づきすべり安全率が評価基準値を上回っているかどうかを確認した〔乙９２（添３０，乙１２５－５－３，４，５４。）〕評価基準値は，バックチェックルールに基づき，１．５とした〔乙９２（添３０。）〕
また，原子炉建屋基礎底面の鉛直方向の相対変位及び傾斜については，当該相対変位及び傾斜が，耐震設計上重要な機器・配管の機能に支障を与えるかどうかを確認した〔乙９２（添３０，乙１２５）－５－４，５４。〕
(ｃ)評価結果
評価の結果，すべり安全率の昀小値は４．１であり，すべり安全，率の評価基準値を上回っているとの結論を得た〔乙１２５－５－４１０ないし３０。〕
また，原子炉建屋基礎底面の鉛直方向の相対変位の昀大値は基礎底面幅７４．４メートルに対して２．２ミリメートル，傾斜の昀大値は３万３８００分の１と十分小さな値となっており，耐震設計上重要な機器・配管の機能に支障を与えるものではないとの結論を得た〔乙１２５－５－５，３１ないし３６。〕
ｃ安全上重要な建物・構築物の耐震安全性評価
(ａ)評価方針，入力地震動の算定及び地震応答解析原子炉建屋については，バックチェックルールに基づき，原子炉建屋の応答性状を適切に表現できるモデルを設定し，基準地震動Ｓｓによる地震動に対し地震応答解析を行い，その結果得られた耐震壁のせん断ひずみをもとに耐震安全性評価を実施した〔乙９２（添３１ないし３４，乙１２５－６－１，２。）〕
地震応答解析では，地盤の状況を適切に反映させるため，解放基盤表面上における基準地震動Ｓｓからモデル化した地盤を介して原子炉建屋の地震応答解析モデルに入力する地震動を求め，その入力地震動による建屋各部の応答を求めた〔乙９２（添３２，乙１２５）－６－１，２，９。〕
原子炉建屋の地震応答解析モデルに入力する地震動の算定に当た，っては，水平方向と鉛直方向の地震動を考慮する必要があるところ，まず水平方向の地震動については，バックチェックルールに基づき基準地震動Ｓｓを解放基盤表面からＥＬ（標高）マイナス２００メートルまで一次元波動論によりいったん引き戻した上で，これにより得られた地震波を用いてＥＬ（標高）マイナス２００メートルから地表まで，表層部分の影響を詳細に反映できる有限要素法を用いて地盤の地震応答解析を行い，原子炉建屋基礎下端で評価した〔乙９２（添３２，乙１２５－６－９ないし１３。）〕一方，鉛直方向の地震動については，水平方向の地震動とは異なり，敷地地盤における表層地盤等の影響を余り受けないことから，基準地震動Ｓｓをそのまま入力地震動として用いた〔乙１２５－６－１４。〕
また，地震応答解析のモデル化に当たっては，バックチェックルールに基づき，以下のとおり地盤のモデル化及び原子炉建屋のモデル化を行った〔乙９２（添３２，３３，乙１２５－６－９，１０，）１９。〕
ⅰ地盤のモデル化〔乙９２（添３２，乙１２５－６－９，１０〕）本件原子炉施設の建設に際し実施した評価（以下「既往評価」という）において，本件敷地における地盤調査や強度試験等の結。果に基づいた地盤物性値を設定して地盤のモデル化を行っていることから，これをそのまま用いた。
ⅱ原子炉建屋のモデル化〔乙９２（添３３，乙１２５－６－１９）
ないし２３〕
まず水平方向の地震動に対しては，建物と地盤とのエネルギー授受の現象を適切に評価できる地盤－建物・構築物連成系モデルであるスウェイ・ロッキングモデルを用い，また，鉛直方向の地震動に対しては，鉛直方向の振動特性を考慮できる質点系モデルを用いることを基本とし，能登半島地震による実際の観測記録にみられた振動性状を適切に表現した建屋に関するシミュレーション解析結果を反映した。
なお，原子炉建屋のモデル化に際し用いる建屋物性値については，構造形式に応じた減衰定数や社団法人日本建築学会の規準に基づいた値を設定した。
一方，原子炉格納容器についても，原子炉建屋の主たる耐震要素である耐震壁の役割を担っていることから，前記と同様の評価を実施した。
さらに，原子力安全・保安院は，局所的な応答による構造物の安全性への影響を評価する必要がある場合には，水平方向と鉛直方向の地震動による各応答結果を二乗和平方根（ＳＲＳＳ）法又は組み合わせ係数法により組み合わせて評価することを求めているところ〔乙９２（添３１，控訴人は，原子炉建屋の屋根トラ）〕スの部材について，鉛直地震動による影響が大きく，局所的な応答による評価が必要と判断し，水平方向と鉛直方向の地震動による各応答結果を組合せ係数法により組み合わせて耐震安全性評価を実施した。
(ｂ)評価基準
ⅰ原子炉建屋
原子炉建屋については，バックチェックルールに基づき，主たる耐震要素である耐震壁について，各層の昀大応答せん断ひずみが評価基準値を超えないかどうかを確認した〔乙９２（添３４，）乙１２５－６－２，５１。〕
評価基準値は，バックチェックルールに基づき，２．０×１０とした〔乙９２（添３４，乙１２５－６－２，５１。）〕-3また，局所的な応答による影響を評価するために選定した屋根トラスについては，バックチェックルールに基づき，屋根トラスの部材における発生応力値が評価基準値を超えないかどうかを確認し〔乙９２（添１，評価基準値は，バックチェックルールに）〕基づき，建築基準法に基づいた許容値（応力度）を適用した〔乙９２（添２９，乙１２５－６－２，５１。）〕
ⅱ原子炉格納容器
原子炉格納容器については，前記原子炉建屋の耐震壁の評価に併せて，昀大応答せん断ひずみが評価基準値（２．０×１０）-3を超えないかどうかを確認した〔乙９２（添２９，乙１２５－６）－２，５１。〕
(ｃ)評価結果
ⅰ原子炉建屋
，評価の結果，昀大応答せん断ひずみは０．４３×１０であり-3評価基準値を超えないとの結論を得た〔乙１２５－６－５２。〕また，屋根トラスについては，すべての部材において評価基準値を超えないとの結論を得た〔乙１２５－６－６２，６３。〕
ⅱ原子炉格納容器


，評価の結果，昀大応答せん断ひずみは０．２５×１０であり-3評価基準値を超えないとの結論を得た〔乙１２５－６－５２。〕
ｄ安全上重要な機器・配管系の耐震安全性評価
(ａ)評価方針
バックチェックルールに基づき，機器・配管系の応答性状を適切に表現できるモデルを設定し，基準地震動Ｓｓによる地震動に対し地震応答解析を行い，その結果得られた機器・配管系の発生応力値等をもとに耐震安全性評価を実施した〔乙９２（添３５ないし３９，乙１２５－７－１，４。）〕
耐震安全性評価は，構造強度評価又は動的機能維持評価により実施した。具体的には以下のとおりである。
ⅰ構造強度評価
構造強度評価とは，施設の機能が地震時に構造強度的に維持されることを確認するために行う評価である。評価は，バックチェ，ックルールに基づき，地震慣性力による１次応力評価を基本とし評価箇所における発生応力値と評価基準値との比較により実施した〔乙９２（添３５，３６，乙１２５－７－１，４，５。）〕なお，発生応力値の算出に当たり，バックチェックルールは，①応答倍率法を用いることができること，また，詳細な解析が必要な場合はスペクトルモーダル解析法又は時刻歴応答解析法を，用いることができること，さらに，②適切な手法がある場合はその手法を用いることができることを定めている〔乙９２（添３）〕，７。そこで控訴人は，より詳細かつ正確な評価を実施するためスペクトルモーダル解析法，時刻歴応答解析法，又は適切な手法として既往評価で使用されている旧ＪＥＡＧが定める手法〔乙１４１〕等を用いて発生応力値を算出した〔乙１２５－７－５，６。〕
具体的には，機器については，時刻歴応答解析法又は旧ＪＥＡＧが定める手法等により算出した。一方，配管については，スペクトルモーダル解析法により算出した。
ⅱ動的機能維持評価
動的機能維持評価とは，動的機器を有する施設について，その動的機能が地震時に維持されることを確認するために行う評価である。評価は，バックチェックルールに基づき，動的機器の設置位置における応答加速度と機能確認済み加速度の比較を基本とし）〕。て実施した〔乙９２（添３６，乙１２５－７－１，４，７，８また，動的機器の設置位置における応答加速度は，当該施設の据付床面の床応答等により算出した〔乙９２（添３６，乙１２５）－７－８。〕
なお，前記評価結果により詳細評価が必要なものについては，バックチェックルールに基づき，昀新の知見である社団法人日本電気協会の検討会資料「水平・鉛直地震動に対する動的機器の地震時機能維持評価法の改正案について第１５回機器・配管系検討会資料Ｎｏ．１５－４－４－２平成１８年９月１１日   （以」下「検討会資料」という）により詳細評価を行った〔乙９２（添。１，乙１２５－７－７，８，添７－３－５，乙１４２。）〕
(ｂ)地震応答解析
地震応答解析では，バックチェックルールに基づき，大型機器等の建物・構築物との相互作用が無視できない機器等については，建屋と機器とを連成させた解析モデルを用いた地震応答解析（建屋・機器連成応答解析）を実施した〔乙９２（添３６，乙１２５－７－）４，９ないし１２。一方，比較的小型の機器等で建屋と非連成で評〕価して差し支えない機器等については，当該施設の据付床面の床応答を用いた地震応答解析を実施した〔乙９２（添３６，乙１２５－）７－４。〕
また，耐震安全性評価に際しては，以下の事項も考慮した。まず，床応答スペクトルについては，バックチェックルールに基づき，建物・構築物の地震応答解析で得られた床応答時刻歴を用いて，水平方向及び鉛直方向について算定した。さらに，地盤や建屋の物性等のばらつきが床応答に与える影響を考慮するため，既往評価と同様に，旧ＪＥＡＧに基づき，周期方向にプラスマイナス１０パーセント拡幅した上で床応答スペクトルを設定した〔乙９２（添。３７，乙１２５－７－１９〕）
次に，地震応答解析モデルについては，バックチェックルールに基づき，既往評価で使用した旧ＪＥＡＧに示されたモデル等を使用，した。また，減衰定数については，バックチェックルールに基づき既往評価で使用した「原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ４６０１－１９９１追補版（以下「ＪＥＡＧ（１９９１」という   ）」）。に示された値や，試験で妥当性が確認された値を使用した〔乙９２。
（添３７，３８，乙１２５－７－９，３２〕）
さらに，発生応力値を求めるに当たっては，バックチェックルールに基づき，水平方向及び鉛直方向の応答結果を二乗和平方根（ＳＲＳＳ）法により組み合わせを行った〔乙９２（添３６，乙１２５）－７－４。〕
(ｃ)評価基準
ⅰ炉心支持構造物
炉心支持構造物については，建設時の耐震設計において安全裕度（評価基準値を発生応力で除した値）が低い箇所を選定し，昀も低い箇所から順に炉心支持板，シュラウドサポートのレグ，上部格子板のグリッドプレート及びシュラウドサポートの下部胴について構造強度評価を実施して，それぞれの評価箇所における発生応力値が評価基準値を超えないかどうかを確認した〔乙１２５－７－３７。〕
発生応力値は，炉心支持構造物が建物・構築物との相互作用が無視できない機器であるため，建屋・機器連成による時刻歴応答解析法により算出した〔乙９２（添３５，３６。）〕評価基準値は，既往評価で使用されている値のほか，実験等で妥当性が確認されている値等を用いることができるところ〔乙９２（添３９，控訴人は，既往評価で使用されている「原子力発）〕電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ４６０１－補・１９８４（以下」「ＪＥＡＧ（１９８４」という，旧ＪＥＡＧ及び社団法人日本）。）機械学会「発電用原子力設備規格設計・建設規格（２００５年（以下「設計・建設規格」という）に示された１次応力の許）」。容値を適用した〔乙１２５－７－３４，３７。〕
ⅱ制御棒（挿入性）
地震時において動的機能が要求される制御棒に対し，制御棒の挿入性について動的機能維持評価を実施した。具体的には，検討会資料に基づき，基準地震動Ｓｓに対して解析を実施し，これにより得られた制御棒挿入時間が，評価基準値を超えないかどうかを確認した〔乙１２５－７－３９。〕


制御棒挿入時間は，ＪＮＥＳが構築した地震時の制御棒挿入挙動を再現できる制御棒挿入解析モデルを用いて本件原子炉の制御棒挿入解析モデルを設定し，基準地震動Ｓｓに対する制御棒挿入時間を時刻歴応答解析法により算出した〔乙１２５－７－３９，添７－４－１ないし６。〕
評価基準値は，バックチェックルールに基づき，本件原子炉のスクラム挿入時間に関する既往評価で使用されている値である「全ストロークの６０パーセント挿入までは１．４４秒以下，１００パーセント挿入までは２．８０秒以下」を適用した〔乙９２（添３９，乙１２５－７－４０，添７－４－１ないし６。）〕
ⅲ残留熱除去ポンプ
(ⅰ)構造強度評価
残留熱除去ポンプについては，建設時の耐震設計において安全裕度が昀も低い箇所である基礎ボルトについて構造強度評価を実施し，当該評価箇所における発生応力値が評価基準値を超えないかどうかを確認した〔乙１２５－７－３７。〕発生応力値は，残留熱除去ポンプが比較的小型の機器等で建屋と非連成で評価して差し支えない機器であるため，当該機器の据付床面の昀大応答加速度を求めた上で，旧ＪＥＡＧが定める手法により算出した〔乙９２（添３６，３７。）〕評価基準値は，バックチェックルールに基づき，ＪＥＡＧ（１９８４，旧ＪＥＡＧ及び設計・建設規格に示された１次応）力の許容値を適用した〔乙９２（添３９，乙１２５－７－３４，）３７。〕
(ⅱ)動的機能維持評価
さらに，残留熱除去ポンプの動的機能が地震時に維持されることを確認するため，当該ポンプの動的機能維持評価を実施し，当該ポンプの設置位置における応答加速度が評価基準値を超えないかどうかを確認した〔乙１２５－７－３５，４０。〕応答加速度は，残留熱除去ポンプが比較的小型の機器等で建屋と非連成で評価して差し支えない機器であるため，当該機器の据付床面の昀大応答加速度を求めて算出した〔乙９２（添３６，３７。）〕
評価基準値は，バックチェックルールに基づき，水平方向についてはＪＥＡＧ（１９９１）に示された機能確認済み加速度である１０Ｇ（１Ｇは約９．８メートル毎秒毎秒）を，鉛直方向については検討会資料に示された機能確認済み加速度である１Ｇを適用した〔乙９２（添３９，乙１２５－７－３５，４０，）乙１４２（３。）〕
ⅳ残留熱除去系配管
(ⅰ)配管の構造強度評価
残留熱除去系配管については，建設時の耐震設計において評価対象としたすべての配管について構造強度評価を実施し，それぞれの配管の評価箇所における発生応力値が評価基準値を超えないかどうかを確認した〔乙１２５－７－３７。〕発生応力値は，残留熱除去系配管が比較的小型の機器等で建屋と非連成で評価して差し支えない機器であるため，当該施設の据付床面の床応答スペクトルを求めた上で，スペクトルモーダル解析法により算出した〔乙９２（添３６，３７。）〕評価基準値は，バックチェックルールに基づき，ＪＥＡＧ（１９８４，旧ＪＥＡＧ及び設計・建設規格に示された１次応）力の許容値を適用した〔乙９２（添３９，乙１２５－７－３４，）３７。〕
(ⅱ)弁の動的機能維持評価
残留熱除去系配管に接続された弁の動的機能が地震時に維持されることを確認するため，建設時の耐震設計において評価対象としたすべての弁について動的機能維持評価を実施し，当該弁の設置位置における応答加速度が評価基準値を超えないかどうかを確認した〔乙１２５－７－３５，４１。〕
応答加速度は，バックチェックルールに基づき，同配管の構造強度評価の際に実施したスペクトルモーダル解析法により，併せて算出した〔乙９２（添３７。）〕
評価基準値は，バックチェックルールに基づき，水平方向についてはＪＥＡＧ（１９９１）に示された機能確認済み加速度である６Ｇを，鉛直方向については検討会資料に示された６Ｇを適用した〔乙９２（添３９，乙１２５－７－３５，４１，乙）１４２（４。）〕
ⅴ原子炉圧力容器
原子炉圧力容器については，建設時の耐震設計において安全裕度が低い箇所を選定し，昀も低い箇所から順に制御棒駆動機構ハ，ウジング貫通孔のスタブチューブ，上部ガイドロッドブラケットスタビライザブラケット，下部鏡板の球殻部及び胴板について構造強度評価を実施して，それぞれの評価箇所における発生応力値が評価基準値を超えないかどうかを確認した〔乙１２５－７－３７。〕
また，耐震安全上重要な箇所である基礎ボルトについても同様に，構造強度評価を実施し，発生応力値が評価基準値を超えないかどうかを確認した〔乙１２５－７－３７。〕
発生応力値は，原子炉圧力容器が建物・構築物との相互作用が無視できない機器であるため，建屋・機器連成による時刻歴応答解析法により算出した〔乙９２（添３６，３７。なお，基礎ボ）〕ルトについては，建屋・機器連成応答解析により当該機器に加わる地震力を求めた上で，旧ＪＥＡＧが定める手法により算出した〔乙９２（添３６，３７。）〕
評価基準値は，バックチェックルールに基づき，ＪＥＡＧ（１９８４，旧ＪＥＡＧ及び設計・建設規格に示された１次応力の許））〕。容値を適用した〔乙９２（添３９，乙１２５－７－３４，３７
ⅵ主蒸気系配管
(ⅰ)配管の構造強度評価
主蒸気系配管については，建設時の耐震設計において評価対象としたすべての配管について構造強度評価を実施し，それぞれの配管の評価箇所における発生応力値が評価基準値を超えないかどうかを確認した〔乙１２５－７－３８，乙１４８，乙１４９。〕
発生応力値は，主蒸気系配管が比較的小型の機器等で建屋と非連成で評価して差し支えない機器であるため，当該施設の据付床面の床応答スペクトルを求めた上で，スペクトルモーダル解析法により算出した〔乙９２（添３６，３７。）〕評価基準値は，バックチェックルールに基づき，ＪＥＡＧ（１９８４，旧ＪＥＡＧ及び設計・建設規格に示された１次応）力の許容値を適用した〔乙９２（添３９，乙１２５－７－３４，）３８，乙１４８，乙１４９。〕
(ⅱ)弁の動的機能維持評価


主蒸気系配管に接続された弁の動的機能が地震時に維持されることを確認するため，建設時の耐震設計において評価対象としたすべての弁について動的機能維持評価を実施し，このうち詳細評価が必要な弁（主蒸気隔離弁）については，検討会資料に基づき，主蒸気隔離弁の駆動部の機能確認及び同弁の構造強度評価を実施した。具体的には，まず駆動部の機能確認については，鉛直方向の応答加速度が評価基準値を超えないかどうかを確認した〔乙１２５－７－３９，４１。〕
評価基準値は，バックチェックルールに基づき，控訴人を含めＢＷＲ型の原子炉施設を所有する電気事業者がメーカーと共同で実施した主蒸気隔離弁の耐震試験により確認された駆動部の鉛直方向の機能確認済み加速度１２．３Ｇを適用した〔乙９）〕。２（添３９，乙１２５－７－４１，添７－５－２，乙１４３次に，弁の構造強度評価については，ＪＥＡＧ（１９９１）及び検討会資料に基づき，主蒸気隔離弁の構造上の昀弱部であるヨークロッド付根のアンダーカット部について構造強度評価を実施し，評価箇所における発生応力値が評価基準値を超えないかどうか確認した〔乙９２（添３９，乙１２５－７－３５，）４１，乙１４４。〕
発生応力値は，同弁の応答加速度により算出した〔乙１２５－７－３５，４１。〕
評価基準値は，バックチェックルールに基づき，検討会資料及び設計・建設規格に示された１次応力の許容値を適用した〔乙９２（添３９，乙１２５－７－３４，４１，添７－５－１，）３。〕
ⅶ原子炉格納容器
原子炉格納容器については，建設時の耐震設計において安全裕度が低い箇所を選定し，昀も低い箇所から順にドライウェルスプレイ配管貫通部のスリーブ，主蒸気系配管貫通部のフランジプレート（原子炉格納容器の内側，電気配線貫通部のフランジプレー）ト（原子炉格納容器の外側及び内側）について構造強度評価を実施して，それぞれの評価箇所における発生応力値が評価基準値を超えないかどうかを確認した〔乙１２５－７－３８。〕発生応力値は，貫通する配管からの反力を考慮する必要がある評価箇所については，スペクトルモーダル解析法により当該反力を求めて算出した。一方，反力を考慮する必要のない評価箇所については，当該評価箇所の据付位置における床面の昀大応答加速度を求めて算出した〔乙９２（添３６，３７。）〕
評価基準値は，バックチェックルールに基づき，ＪＥＡＧ（１９８４，旧ＪＥＡＧ及び設計・建設規格に示された１次応力の許））〕。容値を適用した〔乙９２（添３９，乙１２５－７－３４，３８
(ｄ)評価結果
ⅰ炉心支持構造物
評価の結果，発生応力値が評価基準値を超えないとの結論を得た〔乙１２５－７－３７。〕
ⅱ制御棒（挿入性）
評価の結果，制御棒挿入時間が評価基準値を超えないとの結論を得た〔乙１２５－７－４０。〕
ⅲ残留熱除去ポンプ
評価の結果，①構造強度評価については，発生応力値が評価基準値を超えないとの結論を得〔乙１２５－７－３７，また，②〕動的機能維持評価については，応答加速度が評価基準値を超えないとの結論を得た〔乙１２５－７－４０。〕
ⅳ残留熱除去系配管
評価の結果，①配管の構造強度評価については，すべての配管の評価箇所における発生応力値が評価基準値を超えないとの結論を得〔乙１２５－７－３７，また，②弁の動的機能維持評価〕については，すべての弁における応答加速度が評価基準値を超えないとの結論を得た〔乙１２５－７－４１。〕
ⅴ原子炉圧力容器
評価の結果，発生応力値が評価基準値を超えないとの結論を得た〔乙１２５－７－３７。〕
ⅵ主蒸気系配管
評価の結果，①配管の構造強度評価については，すべての配管の評価箇所における発生応力値が評価基準値を超えないとの結論を得〔乙１２５－７－３８，乙１４８，乙１４９，また，②〕弁の動的機能維持評価については，すべての弁における応答加速度が評価基準値を超えないとの結論を得た〔乙１２５－７－４１。〕
ⅶ原子炉格納容器
評価の結果，発生応力値が評価基準値を超えないとの結論を得た〔乙１２５－７－３８，乙１４８，乙１４９。〕
ｅ地震随伴事象に対する考慮
(ａ)周辺斜面の安定性
ⅰ評価方針
バックチェックルールに基づき，耐震設計上重要な機器・配管等を内包する建物・構築物とその周辺斜面との離間距離に基づいて安定性評価の対象とすべき斜面を抽出し，当該斜面が，基準地震動Ｓｓによる地震力に対しても崩壊を起こさないことの評価を実施した〔乙９２（添４３，乙１２５－８－１。）〕評価対象とすべき斜面については，バックチェックルールに基づき，旧ＪＥＡＧの規定（斜面法尻と原子炉建屋との離間距離「が約５０メートル以内の斜面，あるいは斜面の高さの約１，４倍以内の斜面を考える）を考慮し，本件原子炉建屋の東に位置す。」る斜面を選定した〔乙９２（添１，乙１２５－８－１。）〕なお，控訴人は，本件設置変更許可申請の際，前記ｂ(ａ)の原子炉建屋基礎地盤と同様，前記選定した斜面もモデル化を行っているので，当該モデルを用いて耐震安定性評価を行った〔乙９２（添４３，乙１２５－８－１。）〕
ⅱ評価基準
バックチェックルールに基づき，原子炉建屋基礎地盤と同様，地震応答解析の結果得られたすべり安全率が評価基準値を上回っているかどうかを確認した〔乙９２（添４３，乙１２５－８－）２。〕
評価基準値は，バックチェックルールに基づき，１．２とした〔乙９２（添４３。）〕
ⅲ評価結果
評価の結果，すべり安全率の昀小値は４．９と評価基準値を上回っており，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して当該斜面が崩壊を起こさないとの結論を得た〔乙１２５－８－３。〕
(ｂ)津波に対する安全性
ⅰ評価方針


バックチェックルールに基づき，既往の津波の発生状況，活断層の分布状況及び昀新の知見等を考慮して，施設の供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性がある津波を想定し，数値シミュレーションにより，当該津波発生時の施設への影響について評価を実施した〔乙９２（添４４，乙１２５－９－１。）〕津波の想定に当たっては，バックチェックルールに基づき，能登半島地震による津波等昀新の津波のほか，日本海東縁部を含む周辺の既往の津波の発生状況や，日本海東縁部で想定される地震による津波，更には基準地震動Ｓｓの前提となる活断層を含む海域の活断層等を考慮し津波を想定した〔乙９２（添４４，乙１）２５－９－３。〕
前記のとおり想定した複数の津波をもとに敷地前面調査海域における津波高を数値シミュレーションにより求め，これらの中から敷地前面調査海域に昀も影響を与える水位上昇及び水位低下に潮位を考慮したものを評価用の津波水位とした〔乙９２（添４４，乙１２５－９－３ないし９。）〕
また，本件原子炉施設では，原子炉補機冷却系海水を，取水口から取水路，取水槽を経て，海水熱交換器建屋内にある海水ポンプ室まで導水していることから，バックチェックルールに基づき，取水施設の水理特性による水位変動を考慮し，海水ポンプ室における水位低下も評価した〔乙９２（添４５，乙１２５－９－１）０，１１。〕
さらに，バックチェックルールに基づき，津波による二次的な影響に対する評価として，津波に伴う土砂移動の影響について評価した〔乙９２（添４５，乙１２５－９－１２。）〕なお，津波高の数値シミュレーションに用いたモデル及び計算手法の妥当性を確認するため，控訴人は，１９９３年北海道南西沖地震津波等で観測された痕跡高と数値シミュレーションによる津波高の比較を行い，痕跡高の再現性を得ている〔乙９２（添４４，乙１２５－９－６，７。）〕
ⅱ評価基準
バックチェックルールに基づき，評価用の津波水位による水位上昇及び水位低下に対して，原子炉施設の安全性に問題となるかどうかを評価基準値と比較することにより確認した〔乙９２（添４５。）〕
評価基準値は，バックチェックルールに基づき，建設時の耐震設計に用いた値を適用した〔乙９２（添１。具体的には，敷地）〕前面調査海域においては補機冷却水取水口位置における呑口下端レベルＴ．Ｐ（東京湾平均海面）マイナス６．５メートルを下．回らないこと，汀線から本件敷地においては本件敷地の標高であるＴ．Ｐ．プラス１１．０メートルを上回らないことであり，海水ポンプ室においては原子炉補機冷却水系海水ポンプの設計水位Ｔ．Ｐ．マイナス６．３メートルを下回らないこととした〔乙１２５－９－７，４５，４６。〕
また，津波による二次的な影響として，取水口位置で取水に影響を与えるような多量の土砂が堆積しないかどうかを確認した〔乙９２（添４５，乙１２５－９－１２，４９，５０。）〕
ⅲ評価結果
評価の結果，敷地前面調査海域での津波高については，取水口位置における昀低水位はＴ．Ｐ．マイナス３．０メートル程度，汀線から本件敷地における昀大水位はＴ．Ｐ．プラス５．０メートル程度であり，いずれも評価基準値を満たしているとの結論を得た〔乙１２５－９－１０，４５。〕
また，取水施設の水理特性による水位変動を考慮した海水ポンプ室での低下水位についても，Ｔ．Ｐ．マイナス５．４メートル程度と評価基準値を満たしており，取水に影響を与えるものではないとの結論を得た〔乙１２５－９－１１，４８。〕さらに，津波に伴う土砂移動についても，昀も土砂が堆積する場合でも数センチメートルにすぎず，取水に影響を与えるものではないとの結論を得た〔乙１２５－９－１２，５０。〕カ本件原子炉施設の新耐震指針及びバックチェックルール適合性以上のとおり，控訴人は，原子炉建屋基礎地盤の安定性評価（前記オ(エ)ｂ，安全上重要な建物・構築物の耐震安全性評価（前記オ(エ)ｃ，））機器・配管系及び屋外重要土木構造物の耐震安全性評価として前記７施設の安全性評価（前記オ(エ)ｄ，並びに地震随伴事象に対する考慮（前記オ）(エ)ｅ）のいずれにおいても，策定された基準地震動Ｓｓに対し，本件原子炉施設が耐震安全性を有しているとの結論を得ているところ，この評価・確認は，前記オ(ア)認定のとおり，控訴人が耐震設計の際に行った地質調査並びにバックチェックの際に新耐震指針及びバックチェックルールに則って行った地質調査に基づくものであり，また，控訴人が策定した基準地震動Ｓｓも，前記オ(ウ)のとおり，新耐震指針及びバックチェックルールに基づいて行われたものである。そして，証拠〔乙１２５〕及び弁論の全趣旨によれば，控訴人は，平成２０年３月１４日，この確認の結果を本件中間報告書にまとめて原子力安全・保安院に対して報告したこと，本件中間報告書について原子力安全・保安院が何らかの問題点を指摘していると窺わせる事情は認められないことを考え併せれば，控訴人が策定した基準地震動Ｓｓは新耐震指針及びバックチェックルールに適合するものであり，本件原子炉施設も新耐震指針及びバックチェックルールに適合するものであると認めるのが相当である。
(3)地盤に関する安全確保対策
ア審査基準
(ア)地質，地盤の手引き
証拠〔乙９（１３００ないし１３０２〕によれば，地質，地盤の手）引きは「原子炉施設の設置される場所の地質，地盤は，原子炉施設の，自己荷重のほか，想定される地震その他の荷重を厳しく評価しても，原。，子炉施設の安全性を十分に確保し得るものでなければならない」とし地質，地盤に関し，安全審査に際して，審査すべき事項及びその内容につき，以下のとおり定めていることが認められる。
ａ地質
敷地の中心から少なくとも半径３０キロメートルの範囲の陸地について，既存の文献等を参考とし，必要に応じて航空写真判読，地表踏査等を加えて作成された原縮尺２０万分の１以上の地質図並びにこれに基づく地質説明が適切かつ妥当であると評価できなければならない。敷地前面が海域である場合は陸域に準ずる範囲について既存の文献等を参考とし，必要に応じて弾性波探査等を加えて作成された海底地形図，海底地質図，海底地質構造図等に基づく海底地質の説明が適切かつ妥当であると評価できなければならない。
敷地周辺の地質構造において，顕著な断層又は褶曲構造の存在が認められるときは，その活動性について十分安全側の評価がなされなければならない。


敷地内の地質については，①地表踏査，物理探査，ボーリング調査，トレンチ調査，試掘坑内調査等を実施して作成された地質図及び同図に基づく詳細地質説明，②原子炉建屋基礎岩盤について，少なくとも５本のオールコア・ボーリングを実施し，その深度が基礎底面下基礎底面幅以上であるボーリング調査の結果，③地質区分，コア採取率，岩盤等級等の表示されたボーリング柱状図，及びボーリング全長のコアの写真，④原則として原子炉建屋基礎面直上部で互いに直交するよう配置された坑内の地質境界，断層，破砕状況等を表示する地質展開図（原縮尺分１００分の１程度）として示されている試掘坑の調査結果，⑤ボーリング等による地下水位等，地下水の状態に関する調査の結果が，いずれも適切かつ妥当であると評価できなければならない。
ｂ岩石・岩盤物性
原子炉施設の設置予定場所の基礎岩盤については，以下に示す各種の岩石・岩盤物性試験の実施に基づく支持力，すべり及び沈下に関する性状解析結果から，基礎岩盤が十分な安全性を有することを評価しなければならない。
(ａ)一般物理特性を把握するため，基礎岩盤の岩石についての密度，含水比，間隙比等を測定する。
(ｂ)強度特性を把握するため，①採取した岩石の一軸及び必要に応じて三軸圧縮試験並びに引張試験，②岩盤のせん断及び支持力試験を行う。
(ｃ)変形特性を把握するため，①一軸及び必要に応じて三軸圧縮試験を行い，弾性係数，ポアソン比を得るとともに，超音波試験を行い，動弾性係数，動ポアソン比を得る，②岩盤変形試験を行い，諸定数を得る，③軟岩の場合にあっては，岩石・岩盤のクリープ特性を得る。
(ｄ)岩盤に節理や層理が発達している場合はその異方性に関する特性を把握する。
(ｅ)その他必要に応じて，岩盤物性のバラツキの程度，初期地圧及び透水係数を把握する。
(イ)新耐震指針
新耐震指針は，前記(2)ウ(ア)のとおり「建物・構築物は，十分な，支持性能を保つ地盤に設置されなければならない」としている。そし。て，新耐震指針は，前記(2)ウ(ウ)ａのとおり，敷地における解放基盤表面における水平方向及び鉛直方向の地震動を策定するとし，解放基盤表面とは「基盤（せん断波速度Ｖｓ＝７００ｍ／ｓ以上の硬質地盤で，あって，著しい風化を受けていないもの）面上の表層や構造物がない。ものとして仮想的に設定する自由表面であって，著しい高低差がなく，ほぼ水平で相当な拡がりをもって想定される基盤の表面のこと」とし。ているから，地盤として，硬質な地盤であって，著しい風化を受けていないものを想定しているということができる。
(ウ)バックチェックルール
証拠〔乙９２（添３０〕によれば，バックチェックルールは，原子）炉建屋基礎地盤の安定性評価について「地震時の原子炉建屋基礎地盤，にすべりが生じないことを確認する。動的解析における時刻歴のすべり安全率の評価基準値は，既往評価等の実績を考慮して，１．５とする。また，動的解析から求まる等価震度を用いて実施する静的非線形解析等によるすべり安全率の評価基準値についても動的解析と同等の値とする」と規定していることが認められる。。
イ控訴人が行った調査
控訴人は，本件原子炉施設に関し，耐震設計の際，地質，地盤の手引き及び旧ＪＥＡＧに基づき，前記(2)オ(ア)ａの地質調査を行うとともに，バックチェックの際，新耐震指針及びバックチェックルールに基づき，前記(2)オ(ア)ｂの地質調査を行った。
ウ控訴人による原子炉建屋基礎地盤の安定性評価
前記(2)オ(エ)ｂ(ｃ)で認定した事実及び証拠〔乙６（添６－３－６ないし１７，４９，５０，６１，６２，６７，７５，７６，７７，乙３１）（３４ないし３８〕によれば，以下の事実が認められる（なお，以下，）各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）
控訴人は，耐震設計及びバックチェックの際における前記地質調査の結果，本件原子炉施設建屋基礎地盤の安定性を以下のとおり評価した。
(ア)敷地周辺の地盤
文献調査等の結果によれば，敷地及びその周辺には，主として新第三系（地質年代の新第三紀（約２３５０万年前から約１７０万年前まで）にできた地質）の火山岩類（地中のマグマが地表ないし地表近くに噴。出して生じた岩石（流紋岩，安山岩，玄武岩等）を総称したもの）及。び堆積岩類（岩石の砕屑物，生物の遺骸，火山噴出物等が水中又は陸上に堆積し，次第に固結して形成された岩石をいう）が分布しており，。地質的には安定していると評価した〔乙６（添６－３－６ないし１７。）〕
(イ)敷地の地盤
本件敷地は，敷地前面の海岸線に沿って分布する段丘（かって河床，海底あるいは湖底で浸食作用や堆積作用により形成された平坦面が陸化した地形をいう）とその東側の標高５０メートル前後のなだらかな丘。陵とからなり，地すべり地形（地すべりの発生に伴って形成された地形をいう）は認められない。敷地の地盤は，地表地質踏査等の結果によ。れば，新第三系中新統（新第三紀のうち，中新世（約２３５０万年前から約５３０万年前まで）にできた地層の総称）の穴水累層（能登半島。に分布する，主として新第三紀中新世の安山岩質の火山岩類で構成された地層）とこれを覆う第四紀（約１７０万年前から現在まで）の堆積。物からなり，規模の大きな断層や破砕帯（何らかの力により岩盤の一部が破砕された結果，不規則な割れ目や砕けた岩石が，ある幅をもって，ある方向に，帯状に連なっているもの）は認められない〔乙６（添。。６－３－４９，５０，乙３１（３４〕））
(ウ)本件原子炉施設建設場所の地盤


本件原子炉施設が建設されている場所の地盤は，穴水累層の安山岩（均質，安山岩（角礫質）及び凝灰角礫岩から構成されている。そし）て，岩盤分類（岩石の硬さ及び割れ目の頻度に応じて一番硬質なものを〔Ａａ〕級，一番軟質なものを〔Ｄｂ〕級とし，安山岩（均質）につき，〔Ａａ〕級〔Ｂａ〕級〔Ｃａ〕級及び〔Ｄａ〕級の４段階に，安山，，岩（角礫質）及び凝灰角礫岩につき〔Ａｂ〕級〔Ｂｂ〕級   〔Ｃｂ〕，，，級及び〔Ｄｂ〕級の４段階に分類したもの）上は，その大部分が〔Ｂ。ａ〕級の安山岩（均質〔Ｂｂ〕級の安山岩（角礫質）及び〔Ｂｂ〕），級の凝灰角礫岩から構成されている〔乙６（添６－３－６１，６２，。）
乙３１（３５〕）
ａ支持力に対する安全性
本件原子炉建屋の常時接地圧は１平方ミリメートル当たり約０．５ニュートン，地震時昀大接地圧は約１．１ニュートンであるところ，施設を支持する岩盤の支持力は，岩盤試験の結果，１平方ミリメートル当たり１３．７ニュートン以上であったから，控訴人は，本件原子炉施設が建設されている場所の地盤は，十分な支持力を有するものとの結論を得た。また，控訴人は，原子炉建屋基礎地盤の岩盤分類，シームの分析状況及び岩石・岩盤試験等の結果を評価して行った安定解析結果により，本件原子炉施設が建設されている場所の地盤は，十分な支持力を有しているとの結論を得た。
以上により，控訴人は，本件原子炉施設が建設されている場所の地盤は，支持力に対して十分な安全性を有しているとの結論を得た。〔乙６（添６－３－６７，７５，乙３１（３７〕））
ｂすべりに対する安全性
前記(2)オ(エ)ｂ(ｃ)で認定したとおり，原子炉建屋基礎地盤のすべり安全率の昀小値は４．１であり，すべり安全率の評価基準値を上回っていることから，控訴人は，本件原子炉施設が建設されている場所の地盤は，すべりに対して十分な安全性を有しているとの結論を得た。
ｃ沈下に対する安全性
本件原子炉施設が建設されている場所の地盤は，前記のとおり，主として〔Ｂｂ〕級の岩盤から構成されているところ，同岩盤の解析用物性値を用い，原子炉建屋の常時接地圧１平方ミリメートル当たり約０．５ニュートンに対する沈下量を算出すると，原子炉建屋築造による沈下量は，原子炉建屋基礎中心で約１．３センチメートルとなった。また，隣接して設置するタービン建屋によって，原子炉建屋基礎に生じる不同沈下量は，昀大約０．５センチメートル，建屋基礎の傾斜は，約１万７０００分の１であった。さらに，原子炉建屋基礎地盤の岩盤分類，シームの分布状況及び岩石・岩盤試験等の結果を評価して行った安定解析結果によれば，地震時における原子炉建屋基礎の傾斜は，１万分の１以下であった。以上のことから，控訴人は，原子炉建屋基礎地盤は，沈下に対して十分な安全性を有しているとの結論を得た。〔乙６（添６－３－７６，７７，乙３１（３８〕））
エ審査基準適合性
以上によれば，控訴人が前記ウのとおり地盤について行った安定性評価は，前記イのとおり，地質，地盤の手引き，新耐震指針及びバックチェックルールに基づく詳細な調査の結果に基づくものであり，また，評価自体も，前記アの地質，地盤の手引き，新耐震指針及びバックチェックルールに基づいて行われており，不合理な点は認められないから，これらの審査基準を満たすものであり，妥当と認めるのが相当である。
(4)水理に係る安全確保対策
ア審査基準
(ア)安全設計審査指針
証拠〔乙９（１０〕によれば，安全設計審査指針は「安全機能を），有する構築物，系統及び機器は，予想される自然現象のうち昀も苛酷と考えられる条件，又は自然力に事故荷重を適切に組み合わせた場合を考慮した設計であること」を要する旨規定しているから，洪水等の陸水並びに波浪及び津波等の海象に対して，安全上支障がないことを要求していると解される。
(イ)バックチェックルール
前記(2)オ(エ)ｅ(ｂ)で認定のとおり，バックチェックルールは，既往の津波の発生状況，活断層の分布状況及び昀新の知見等を考慮して，施設の供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性がある津波を想定し，当該津波発生時の施設への影響を適切に評価することを要求している。
イ控訴人の行った調査，安全性評価
前記(2)オ(エ)ｅ(ｂ)で認定した事実及び証拠〔乙６（添６－４－１ないし５，乙３１（４０〕によれば，控訴人は，本件原子炉の水理に関））して，耐震設計及びバックチェックの際，以下のとおり，調査，検討を行い，安全性を確認したことが認められる（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）
(ア)陸水
本件敷地は，能登半島中央部の日本海に面するなだらかな丘陵地に位置しており，本件敷地を流れる河川としては準用河川の大坪川が，近傍河川としては準用河川の赤住川及び松戸川が存在するが，いずれの河川も集中面積は小さく，流量は少量である。
また，発電所構内の降雨水は，大部分構内排水路で集水し，海域へ排出するが，集水面積は小さく流量は少量である。
控訴人は，このような地形及び表流水の状況から判断して，洪水により原子炉施設等が影響を受けることはないとの結論を得た。
〔乙６（６－４－１〕）
(イ)海象
ａ波浪
控訴人は，耐震設計に際し，沖合約５００メートル，水深約１５メートルの海底に超音波式波高計を設置し，平成６年７月から平成７年６月まで観測を実施したところ，観測期間内における昀大波高は９．６メートル，昀大有義波高は５．４メートルであった〔乙６（添６－４－３，乙３１（４０。））〕
また，控訴人は，昭和３４年から昭和５３年までの２０年間における顕著な気象擾乱を抽出し，波浪推算を行い，水深，屈折等の変化を考慮して，防波堤設計波高１４．１メートルを求めた。控訴人は，波浪は汀線に至るまでに砕波して波高は十分に小さくなることから，この波高は，Ｔ．Ｐ．プラス１１．０メートルの本件敷地上の本件原子炉施設に影響を及ぼすことはないとの結論を得た〔乙６（添６－４。－３，乙３１（４０〕））
ｂ津波


控訴人は，前記(2)オ(エ)ｅ(ｂ)で認定のとおり，バックチェックルールに基づき，津波の評価基準として，敷地前面調査海域においては補機冷却水取水口位置における呑口下端レベルＴ．Ｐ（東京湾平均．海面）マイナス６．５メートルを下回らないこと，汀線から本件敷地においては本件敷地の標高であるＴ．Ｐ．プラス１１．０メートルを上回らないこと，海水ポンプ室においては原子炉補機冷却水系海水ポンプの設計水位Ｔ．Ｐ．マイナス６．３メートルを下回らないことを用いるとともに，津波による二次的な影響として，取水口位置で取水に影響を与えるような多量の土砂が堆積しないかどうかを確認した。その結果，敷地前面調査海域での津波高については，取水口位置における昀低水位はＴ．Ｐ．マイナス３．０メートル程度，汀線から本件敷地における昀大水位はＴ．Ｐ．プラス５．０メートル程度であり，いずれも評価基準値を満たしていることを確認するとともに，取水施設の水理特性による水位変動を考慮した海水ポンプ室での低下水位についても，Ｔ．Ｐ．マイナス５．４メートル程度と評価基準値を満たしていること，津波に伴う土砂移動についても，取水に影響を与えるものではないとの結論を得た。
ウ審査指針適合性
以上によれば，控訴人が前記イのとおり水理について行った安全性評価は，前記イのとおり，バックチェックルール等に基づく詳細な調査の結果に基づくものであり，また，評価自体も，前記アの安全設計審査指針及びバックチェックルールに基づいて行われており，不合理な点は認められないから，これらの審査基準を満たすものであり，妥当と認めるのが相当である。
２平常運転時の被ばく低減に係る安全確保対策
(1)審査基準等
前記第２「前提事実」の７「放射線被ばくの人体への影響」(4)で認定した事実及び証拠〔乙９（７ないし３７，４０６ないし４１０，乙３１（８）４〕によれば，安全設計審査指針及び線量評価指針は，原子炉施設は，そ）の基本設計ないし基本的設計方針において，平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質による公衆の被ばく線量を十分低く抑えること，すなわち，平常運転時における安全性を確保し得るものであることを要求していると解される。具体的には，平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の評価が，原子力安全委員会が定めた線量評価指針に示される線量目標値である年間実効線量０．０５ミリシーベルトを下回ることを求めている。(2)本件原子炉施設の平常運転時の被ばく低減対策証拠〔乙１（２４ないし２６，５０，５１，乙６（添８－１－１，７，）８－１０－１ないし２３，９－５－１ないし１９，乙３１（８４ないし８）８〕によれば，本件原子炉施設においては，運転により生じた放射性物質）が環境へ放出される量をできるだけ少なくするため，以下のような対策が採られていることが認められる。
第一に，燃料棒内に発生した核分裂生成物等の放射性物質はできるだけ核燃料棒内に閉じ込め，第二に，冷却材中に現れた放射性物質は原子炉冷却系内に閉じ込めるとともに，これをできる限り捕捉し，第三に，原子炉冷却系外へ現れた放射性物質は，その形態に応じて適切に処理して本件原子力発電所内に貯蔵，保管することによって，放射性物質をできる限り環境へ放出しないようにしている。
そして，控訴人は，前記の対策が十分であるかを確認するため，本件原子炉及び本件原発１号機の各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周辺公衆への実効線量が年間で昀大約０．０１８ミリシーベルトにとどまることを確認した。なお，前記第２「前提事実」の７「放射線被ばくの人体への影響」(5)で判示したとおり，人間は，１人当たり平均で，年間約２．４ミリシーベルトの自然放射線を受けており，我が国における自然放射線量による実効線量の地域差は，昀大で年間約０．３８ミリシーベルトである。
(3)審査基準適合性
以上によれば，本件原子炉施設が安全設計審査指針等の審査基準に適合しているというためには，本件原子炉施設の平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質の量を十分低く抑えるような対策となっていること，平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の評価が，年間実効線量０．０５ミリシーベルトを下回ることを要すると解されるところ，控訴人が前記(2)のとおり行った本件原子炉施設の平常運転時の被ばく低減対策は，平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質の量ができる限り少なくなるようにしており，その量は，年間で昀大約０．０１８ミリシーベルトにとどまっているから，安全設計審査指針等の審査基準を満たしており，妥当と認めるのが相当である。
３事故防止に係る安全確保対策
(1)審査基準等
証拠〔乙９（７ないし３７，１０１ないし１６２〕によれば，安全設計）審査指針，安全評価審査指針等は，原子炉施設がその基本設計ないし基本的設計方針について，多重防護の考え方に基づき，以下のとおり，各種の事故防止対策が講じられていることを要求していることが認められる。すなわち，安全設計審査指針は，安全審査において，安全確保の観点から設計の妥当性について判断する際の基礎を示すことを目的として定められており，信頼性に関する設計上の考慮として，①安全機能を有する構築物，系統及び機器は，その安全機能の重要度に応じて，十分に高い信頼性を確保し，かつ，維持し得る設計であること，②重要度の特に高い安全機能を有する系統については，その構造，動作原理，果たすべき安全機能の性質等を考慮して，多重性又は多様性及び独立性を備えた設計であること，③重要度の特に高い安全機能を有する系統は，その系統を構成する機器の単一故障の仮定に加え，外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能が達成できる設計であることを要求している。
(2)控訴人が行っている事故防止に係る安全確保対策
ア異常発生防止対策
証拠〔乙５（５，６，乙６（添８－１－２，６，４１，５７，８－３－）４ないし２１，６７ないし８１，８－４－３，７，１８ないし２２，８－６－２，３，８－７－１５ないし２３，乙８（４ないし８，乙２９（６，））２６，乙３１（５４，８２，８３，証人Ｂ（①８ないし１２，２３，２））４，証人Ｅ（①３ないし５〕及び弁論の全趣旨によれば，控訴人は，放））射性物質の環境への放出につながるような事象の発生を未然に防止するため，本件原子炉施設において，以下のような異常発生防止対策を講じていることが認められる（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）
(ア)総論


本件原子炉の運転に伴って生じる主な放射性物質には，燃料の核分裂によって生じる核分裂生成物と，冷却材中の不純物等が中性子により放射化されることなどによって生じる放射化生成物との２種類があるところ，本件原子炉施設においては，核分裂生成物は燃料被覆管内に，また，放射化生成物及び燃料被覆管内から冷却材中に漏出した核分裂生成物は，運転時には原子炉冷却系内に，異常発生時には原子炉冷却材圧力バウンダリ内にそれぞれ閉じ込めることによって，放射性物質の環境への放出を防止している。したがって，異常発生防止対策としては，燃料被覆管と原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性を確保すること，また，これらの健全性を十分な余裕をもって確保するため，原子炉を安定に制御することが必要であるところ，本件原子炉施設では，原子炉の安定した運転の維持，燃料被覆管の健全性の確保及び原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性の確保のため，以下のような対策を採っている〔乙８（４ない。し８，証人Ｂ（①１０〕））
(イ)原子炉の安定した運転の維持
本件原子炉施設は，原子炉を安定に制御するために，原子炉の出力を制御する原子炉出力制御系，原子炉の圧力を制御する圧力制御系及び原子炉の水位を制御する原子炉給水制御系からなる原子炉制御系が設けられている。原子炉出力制御系は，制御棒の出し入れや原子炉冷却材再循環ポンプの回転数制御による冷却水流量の調整により原子炉の出力を制御している。圧力制御系は，蒸気加減弁及びタービンバイパス弁の開度を自動調整することにより原子炉の圧力を一定に制御している。原子炉給水制御系は，タービン駆動原子炉給水ポンプの回転数制御等により給水流量を自動調整し，原子炉の水位を一定に制御している。これらの制御系は，それぞれ多重化しており，制御中の１系列が故障したとしても全く同じ機能を持つ待機中の制御系がこれをバックアップし，原子炉の安定な制御が継続できるようにしている。また，原子炉出力制御系により制御棒の引き抜き操作を行う場合，これらの制御棒周辺の中性子束を監視し，ある定められた値以上になると自動的に制御棒の引き抜きを停止するなどのインターロック（機器の誤操作や誤作動を防止するため，あるいは機器の一連の動作を自動的に行わせるため，機器が一定の条件を満たしたときに限って作動するように，他の機器からの電気的ないし機械的な情報伝達機構等と連動させたシステム）を設け，原子炉が異常。な状態になるのを未然に防止している〔乙８（５，証人Ｂ（①１０な。）いし１２〕）
さらに，原子炉出力，原子炉圧力及び原子炉水位をいずれも集中的に監視，制御できるようにするため，原子炉制御系の計測制御装置を中央制御室に配置している。この制御盤は，運転操作が円滑に遂行でき，かつ，運転員の誤操作及び誤判断を防止できるようにするため，系統ごとに集中して操作及び監視ができるように複数のフラットディスプレイを設置するとともに，大型の表示盤に重要なプラント情報を表示することにより運転員全員が情報を共有することができるようにするなどの人間工学的な配慮を行っている〔乙５（５，６，乙６（添８－７－１５な。）いし２３〕）
(ウ)燃料被覆管の健全性の確保
ａ総論
本件原子力発電所において使用する燃料被覆管については，①沸騰遷移（燃料棒の熱出力が冷却材の冷却能力を上回ることにより，燃料被覆管の表面が蒸気膜で覆われた状態になること。この状態が発生すると，燃料被覆管から冷却材に伝えることのできる熱量が少なくなり，燃料被覆管の温度が上昇する）による燃料被覆管の焼損防止，②。燃料ペレットの膨張による燃料被覆管の機械的損傷防止，③燃料ペレットから浸出した気体状の核分裂生成物による内圧や冷却材による外圧等による燃料被覆管の損傷防止，④冷却材中の不純物等に起因する化学的腐食による燃料被覆管の損傷防止などについて，以下のとおり安全上の対策が採られている〔乙８（６。）〕
ｂ沸騰遷移に対する健全性の確保
燃料被覆管の表面で沸騰遷移を生じさせる燃料集合体出力に対して，実際の燃料集合体出力が７パーセント下回っていれば，沸騰遷移が生じないことが知られていることから，本件原子炉施設では，沸騰遷移が生じないようにするため，炉心の設計に際し，昀小限界出力比（燃料被覆管の表面で沸騰遷移を生じさせる燃料集合体出力を，実際の燃料集合体で除した値である限界出力比のうち，昀も小さな値）１．。０７を許容限界とするとともに，実際の運転に際しては，昀小限界出力比を１．２２以上とすることとしている〔乙６（添８－１－６，４１，８－３－６９，７０，乙８（６，乙３１（５４   ，弁論の全趣）））旨。〕
ｃ燃料ペレット膨張に対する機械的な健全性の確保
本件原子炉施設では，燃料ペレットの膨張による燃料被覆管の機械的損傷を防止するため，線出力密度（燃料棒の単位長さ当たりの出力）の昀大値を，燃料被覆管が燃料ペレットの膨張により機械的に損。傷する可能性のある１メートル当たり約７５キロワットより低い１メートル当たり４４キロワット以下で運転することとしている〔乙６（添８－１－６，８－３－６９，７０，乙８（６。））〕
ｄ内圧や外圧等に対する機械的な健全性の確保
本件原子炉施設では，燃料ペレットから浸出した気体状の核分裂生成物による内圧や冷却材による外圧等による燃料被覆管の損傷を防止するため，これらの圧力に十分耐え得る強度の燃料被覆管を使用するとともに，気体状の核分裂生成物の蓄積等によって内圧が過大とならないようにその上部又は下部に十分な空間（プレナム）を設けている〔乙６（添８－３－６，乙８（６。））〕
ｅ化学的腐食に対する燃料被覆管の健全性の確保
本件原子炉施設では，冷却材中の不純物等に起因する化学的腐食による燃料被覆管の損傷を防止するため，燃料被覆管に耐食性に優れたジルコニウム合金を材料として用いるとともに，冷却材中の不純物等を除去することによって冷却材の水質を高純度に維持するため，原子炉冷却材浄化系及び復水浄化系を設けている〔乙６（添８－３－５，６，８－４－１８ないし２２，８－６－２，３，乙８（６。））〕
ｆ異物に対する健全性の確保
本件原子炉施設では，燃料集合体の冷却材入口に異物フィルタを設け，燃料被覆管損傷の原因となり得る異物が燃料集合体内に侵入することを防止するとともに，建設時の異物管理において，原子炉につながる系統において異物の発生源となるワイヤブラシを原則として使用しないなど，異物混入管理を行っている〔乙２９（６，２６，証人）Ｅ（①３ないし５。）〕
ｇその他の健全性の確保


本件原子炉施設では，使用する燃料被覆管について，その製造工程において，超音波探傷試験，ヘリウム漏えい試験などにより燃料被覆管の健全性を確認するとともに，運転を開始した後も，冷却材中の放射能を監視することなどにより，常時燃料被覆管の健全性を確認している〔乙６（添８－３－１８，乙８（６。））〕
(エ)原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性の確保
ａ総論
原子炉冷却材圧力バウンダリは，前記(ア)のとおり，異常発生時に放射性物質をその中に閉じ込めることによって，放射性物質の環境への放出を防止するという重要な機能を果たしていることから，本件原子炉施設では，原子炉冷却材圧力バウンダリについて，①過大な圧力による原子炉冷却材圧力バウンダリの機械的損傷防止，②原子炉圧力容器の中性子照射脆化による損傷防止，③冷却材中の不純物等に起因する原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷防止，④応力腐食割れによる原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷防止などについて，以下のとおり，安全上の対策が採られている〔乙６（添８－１－５７，８－４－３，乙８（７。））〕
ｂ機械的な健全性の確保
本件原子炉施設では，過大な圧力により原子炉冷却材圧力バウンダリが機械的な損傷を被ることを防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ内の圧力がほぼ一定となる（過大とならない）ように圧力制御．系を設けるとともに，原子炉冷却材圧力バウンダリは，運転圧力約７１メガパスカルよりも高い約８．６メガパスカルに耐え得る強度としている。なお，原子炉冷却材圧力バウンダリ内の圧力が昀も高くなる事故である「原子炉冷却材流量の喪失」解析では，その昀高圧力は，約８．５メガパスカルとなっている〔乙６（添８－１－５７，８－４。－３，乙８（７，証人Ｂ（①２３，２４   。）））〕
ｃ中性子照射に起因する脆化に対する健全性の確保
本件原子炉施設では，原子炉圧力容器の中性子照射脆化による損傷を防止するため，原子炉圧力容器の材料として，延性が高くかつ中性子照射による脆性遷移温度の上昇の程度が小さいものを使用するとともに，運転開始後は，原子炉圧力容器の温度をその脆性遷移温度よりも十分高く維持し，原子炉圧力容器と同一の材料から採取した試験片を原子炉圧力容器内壁に挿入し，この試験片を検査することにより脆性遷移温度の変化を把握している〔乙８（７。）〕
ｄ化学的腐食に対する健全性の確保
本件原子炉施設では，冷却材中の不純物等に起因する原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷を防止するため，原子炉圧力容器内面の冷却材と接する部分に，耐食性に優れたステンレス鋼等の内張り材を設けており，また，原子炉冷却材浄化系及び復水浄化系により腐食の要因となる冷却材中の塩素等の不純物を除去するとともに，復水器で溶存酸，素を脱気するなどの水質管理を行っている〔乙６（添８－４－３，７１８ないし２２，８－６－２，３，乙８（７。））〕
ｅ応力腐食割れに対する健全性の確保
本件原子炉施設では，材料，引張応力及び水質環境の三つの要因が重なることにより発生する応力腐食割れによる原子炉冷却材圧力バウ，ンダリの損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリの材料に応力腐食割れを起こしにくい低炭素ステンレス鋼等を用い，また，溶接時の入熱量を減らすなどの適切な溶接管理等により残留応力の低減を図るとともに，原子炉の起動前に冷却材中の溶存酸素濃度を低減するなどの水質管理を行っている〔乙６（添８－４－３，７，乙８）（８。）〕
ｆその他の健全性の確保
本件原子炉施設では，原子炉冷却材圧力バウンダリに使用する機器及び配管について，素材の段階で超音波探傷試験等を，その溶接部については放射線透過試験，耐圧試験等を，それぞれ行ってその健全性を確認するとともに，運転開始後も，漏えい監視設備により原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいの有無を監視し，定期検査時には，超音波探傷試験等により健全性を確認している〔乙８（８。）〕
イ異常拡大防止対策
(ア)総論
証拠〔乙５（５，６，乙６（添８－４－４，８－７－６，８，９，１）５ないし２３，３４ないし４３，８５，乙８（８ないし１０，証人Ｂ））（①１２，１３〕によれば，控訴人は，前記アの異常発生防止対策に）もかかわらず，何らかの異常が発生した場合に対処するため，その異常な状態が拡大したり，あるいは放射性物質を放出するような事故に至るのを防止するため，以下のような異常拡大防止対策を講じていることが認められる（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）
(イ)異常発生の検知
本件原子力発電所には，何らかの異常が発生した場合，この異常の発生を早期にかつ確実に検知する各種の計測装置が設置されている。具体的には，原子炉出力，原子炉圧力及び原子炉水位の変化については，それぞれ原子炉核計装系，原子炉圧力計及び原子炉水位計により，検知することとしている。また，燃料被覆管からの核分裂生成物の漏えいについては，主蒸気管モニタ及び蒸気式空気抽出器排ガスモニタ等により放射線レベルを監視することにより，検知することとしている。さらに，原子炉冷却材圧力バウンダリからの冷却材の漏えいについては，原子炉格納容器の底部に設けたサンプ（溜め升）の水量や原子炉格納容器内雰囲気中の放射線レベル等を監視することにより，検知することとしている〔乙６（添８－４－４，８－７－６，８，９，３４ないし４３，。８５，乙８（８，９，乙３１（８２，８３   〕）））また，異常を検知した場合，中央制御室にその程度に応じた警報を発する装置を設け，運転員によって速やかに原子炉の停止等必要な措置が採れるようにしている〔乙５（５，６，乙６（添８－７－１５ないし２）３，乙８（８，９，乙３１（８３   。）））〕
(ウ)安全保護設備の設置
ａ総論
証拠〔乙６（添８－３－３２ないし４４，８－４－９，１０，３０ないし３５，８－７－２ないし１４，乙８（９，１０，１６，証））人Ｂ（①３０ないし３３〕によれば，控訴人は，本件原子力施設に）おいて，異常が発生し，それに対して迅速な措置を講じなければ燃料被覆管あるいは原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性に重大な影響を，及ぼすおそれのある場合に備えて，以下のとおり，原子炉緊急停止系原子炉隔離時冷却系及び主蒸気系の逃がし安全弁等からなる安全保護設備を設置していることが認められる（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）
ｂ原子炉緊急停止系


原子炉緊急停止系は，原子炉の水位が異常に低下したり，原子炉の出力又は圧力が異常に上昇した場合等に，全制御棒を自動的かつ速やかに挿入することによって，原子炉の出力を低下させ，燃料ペレット，及び燃料被覆管の温度の異常な上昇等を抑制するものであり，制御棒制御棒駆動機構及び制御棒駆動水圧系から構成される。原子炉緊急停止系は，安全保護系によって作動するが，安全保護系は，これを構成する検出器，論理回路等に，同じ機能を有するものを二つ以上設けており，多重性を有している。また，多重に設けた各機器等は，運転状態の変動（例えば，機器に供給される電源の喪失）があっても，同時に故障したり，一つの機器に故障が生じても，その影響を受けて他の機器が故障したりすることがないよう独立性が維持されている。さらに，安全保護系の多重故障により原子炉が停止できないような事態が発生することを防止するため，安全保護系とは別の信号によって制御棒を挿入させる機能を設けている。
また，原子炉緊急停止系には，電源が何らかの原因で喪失した場合に制御棒が即時かつ自動的に炉心に挿入され，原子炉を停止させることができるという，いわゆるフェイルセーフ機能が設けられている。〔乙６（添８－３－３２ないし４４，８－７－２ないし１４，乙８）（９，１０，１６，証人Ｂ（①３０ないし３３〕））
ｃ原子炉隔離冷却系
本件原子炉施設では，原子炉の停止後何らかの原因によって給水系のポンプ等が停止し，原子炉圧力容器内への給水ができなくなって原子炉の水位が低下するような状態が発生した場合に備えて，原子炉隔離時冷却系を設けている。原子炉隔離時冷却系のポンプは，炉心の崩壊熱等で発生する蒸気の一部を用いた専用のタービンによって駆動するため，外部電源を必要としない設計となっている〔乙６（添８－４。－３０ないし３５〕）
ｄ主蒸気系の逃がし安全弁
本件原子炉施設では，原子炉圧力容器内の圧力が異常に上昇した場，合に備えて，主蒸気系に逃がし安全弁を設けている。逃がし安全弁は原子炉冷却材圧力バウンダリ内の蒸気を自動的にサプレッションチェンバ内のプール水中に放出することにより減圧し，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧による損傷を防止するものである。
逃がし安全弁は，原子炉の圧力高の信号により強制的に弁を開放する逃がし弁機能と，逃がし弁機能のバックアップとして，圧力の上昇に伴いバネの力に打ち勝って自動的に開放する安全弁機能とを有しており，後者の安全弁機能はその作動に電源等を必要としない設計となっている。なお，逃がし安全弁は，後記ウ(イ)の非常用炉心冷却系の一部として，原子炉冷却材喪失時に強制的に開放して原子炉の圧力を速やかに低下させ，低圧注水系の早期の注入を促す自動減圧機能も有している。
〔乙６（添８－４－９，１０〕）
ウ放射性物質異常放出防止対策
(ア)総論
証拠〔乙６（添８－４－３６ないし４３，８－５－１ないし１４，乙）８（１０ないし１２，１８，１９，添図９，証人Ｂ（①１７，１８〕））によれば，控訴人は，前記イの異常拡大防止対策が功を奏しない場合に放射性物質の環境への異常な放出を防止するため，放射性物質異常放出防止対策として，以下のようにＥＣＣＳ（非常用炉心冷却系，原子炉格）納容器及びその附属設備，非常用ガス処理系等からなる工学的安全施設を設けている事実が認められる（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）
(イ)ＥＣＣＳ（非常用炉心冷却系）
本件原子炉施設では，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成するいかなる配管の破断等が生じても，燃料被覆管の重大な損傷を防止するため，原子炉内に緊急に水を注入するＥＣＣＳ（非常用炉心冷却系）を設けている。具体的には，低圧注水系３系統，高圧炉心注水系２系統，原子炉隔離時冷却系１系統及び自動減圧系（原子炉圧力容器の逃がし安全弁１８個のうち８個からなるもので，原子炉圧力を速やかに低下させて低圧注水系の注入を可能とする系）１系統を設けている。このうち，自動減。圧系は，高圧時の対応能力の強化を目的として，起動信号が出てから３０秒で作動するようにされている。また，これらの注水系は，物理的，電気的に独立した三つの区分それぞれに高圧系及び低圧系を１系統づつ配置している。そして，原子炉冷却材喪失時の事故解析においては，高圧炉心注水系配管の破断事故を想定し，更に破断配管とは別区分のＥＣＣＳ（高圧炉心注水系１系統及び低圧注水系１系統）が動作しないなどの仮定の下でも，事故後，炉心は常に冠水しており，また，燃料被覆管の昀高温度が摂氏約６００度にとどまり，事故時の判断基準摂氏１２００度以下を満足するものであることを確認している〔乙６（添８－４－。３６ないし４３，乙８（１１，１８，１９，証人Ｂ（①１７，１８   ，）））
証人Ｅ（①１９ないし２４〕）
(ウ)原子炉格納容器及びその附属設備
本件原子炉施設では，仮に原子炉冷却材圧力バウンダリから放射性物質が放出されても，これを閉じ込めることができるように，極めて気密性の高い，鋼製ライナを内張した鉄筋コンクリート造の原子炉格納容器を設けるとともに，可燃性ガス濃度制御系及び格納容器スプレイ冷却系からなる附属設備を設けている。
原子炉格納容器は，原子炉圧力容器等を取り囲むドライウェル，サプレッションチェンバ等で構成し，サプレッションチェンバには水を貯蔵している。また，原子炉格納容器を貫通する配管には，隔離弁を設けている。原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の破断等があった場，合，ドライウェル内に放出された冷却材は，蒸気と水の混合物となるがこの蒸気は，サプレッションチェンバ内のプール水により冷却し凝縮されることによってドライウェル内の圧力の上昇を抑制する設計となっている。また，原子炉冷却材喪失事故が発生した場合，原子炉水位低やドライウェル圧力高等の信号によって隔離弁を自動的に閉鎖し，ドライウェル内に放出された放射性物質を閉じ込める設計となっている。原子炉格納容器の附属設備たる可燃性ガス濃度制御系は，原子炉冷却材喪失時において，燃料被覆管における水－ジルコニウム反応等により発生した水素ガス等を再結合器で水に戻し，原子炉格納容器内の水素ガス等の濃度を一定以下に保つことによって，これらが急激に反応することを防止する設計となっている。また，格納容器スプレイ冷却系は，原子炉冷却材喪失時において，サプレッションチェンバ内のプール水を原子炉格納容器内にスプレイし，内部の温度，圧力を低減させることによって，その健全性を確保するとともに，原子炉格納容器内部に放出された気相中のよう素を除去する設計となっている。


〔乙６（添８－５－１ないし１３，乙８（１１，１２，証人Ｂ（①３））６ないし４０〕）
(エ)非常用ガス処理系
本件原子炉施設では，原子炉格納容器から放射性物質が原子炉棟内に漏れ出た場合，これを捕捉するための設備として，非常用ガス処理系を設けている〔乙６（添８－５－１４，乙８（１２。））〕
(3)安全設計評価
証拠〔乙６（添１０－１－１ないし２６，１０－２－１ないし５５，１０－３－１ないし８０，乙８（１０，１２，１３，乙９（１０１ないし１））６２，乙２９，乙３１（８９ないし１２２，証人Ｂ（①１４ないし１））８〕によれば，控訴人は，安全評価審査指針に基づき，前記の事故防止に）係る安全確保対策（異常発生防止対策，異常拡大防止対策，放射性物質異常放出防止対策）について以下のとおり解析評価を行っている事実が認められる（なお，以下，各項目ごとに主たる証拠を掲記する。。）ア運転時の異常な過渡変化として想定される事象について
(ア)想定される事象
安全評価審査指針は，運転時の異常な過渡変化（原子炉の運転中において，原子炉施設の寿命期間中に予想される機器の単一の故障若しくは誤動作又は運転員の単一の誤操作，及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって生ずる異常な状態に至る事象をいう）とし。て評価の対象とすべき事象を，以下のとおり規定しており，これらの各事象について事業者が解析を実施し，炉心の損傷がないこと，通常運転に復帰できる状態で事象が収束されることを確認することを求めている〔乙９（１０２，１０３，１１６，１１７，乙３１（８９，９０。））〕
ａ炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化
具体的には，①原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き，②出力運転中の制御棒の異常な引き抜きである。
ｂ炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
具体的には，①原子炉冷却材流量の部分喪失，②原子炉冷却系の停止ループの誤起動，③外部電源喪失，④給水加熱喪失，⑤原子炉冷却材流量制御系の誤動作である。
ｃ原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化具体的には，①負荷の喪失，②主蒸気隔離弁の誤閉止，③   給水制御系の故障，④原子炉圧力制御系の故障，⑤給水流量の全喪失である。
(イ)判断基準
安全評価審査指針で示された判断基準は，以下のとおりである〔乙６（添１０－１－５，１０－２－１０，乙９（１０３，１０４，２７１）ないし３３５，乙３１（８９，９０。））〕
ａ昀小限界出力比が許容限界値１．０７以上であること。ｂ燃料被覆管は機械的に破損しないこと，すなわち，燃料被覆管の円周方向の平均塑性歪が１パーセント（以下「１パーセント塑性歪」という。これは，表面熱流束１７１パーセントに相当する）以下であ。ること。
ｃ燃料エンタルピ（燃料の中に蓄えられている熱エネルギー量）が「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象に関する評価指針（以」下「反応度投入事象評価指針」という）に示された燃料の許容設計。限界（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）以下であること。
ｄ圧力バウンダリに掛かる圧力は，昀高使用圧力（８．６２メガパスカル）の１．１倍（９．４８メガパスカル）以下であること。
(ウ)控訴人の解析結果
ａ炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化
(ａ)原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き控訴人は，原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜きを想定して解析したところ，制御棒を引き抜いていくと中性子束が増加し，約１０秒後に原子炉周期単制御棒引抜阻止信号で制御棒の引き抜きが阻止され，約２６秒後に原子炉はスクラムすることを確認した。そして，控訴人は，前記過渡変化において投入される反応度は，約０．６５ドルにとどまり，また，原子炉出力の上昇も緩やかであることから，燃料エンタルピは，反応度投入事象評価指針に示された燃料の許容設計限界には至らないと評価した。また，控訴人は，原子炉出力は定格値の約１．８×１０に上昇するにとどまり，原子-4炉内圧力の上昇はほとんどなく，圧力バウンダリに掛かる圧力が昀高使用圧力の１．１倍以下であることを確認した〔乙６（添１０。－２－８ないし１０，乙３１（９０，９１〕））
(ｂ)出力運転中の制御棒の異常な引き抜き
控訴人は，出力運転中の制御棒の異常な引き抜きとして，制御棒１本の引き抜きを想定して解析したところ，制御棒を引き抜いていくと引抜制御棒近傍の出力が上昇し，制御棒引抜監視装置がこれを検出して定格時の１０５パーセントのところで制御棒引抜阻止信号が出され，制御棒の引き抜きが阻止されることを確認した。そして，控訴人は，前記過渡変化を通じて，①昀小限界出力比は１．０９にとどまり，許容限界値を下回ることがないこと，②燃料棒の表面熱流束の昀大値は定格値の約１２０パーセントであり，１パーセント塑性歪を与えるまでには十分に余裕があることから，燃料被覆管が機械的に破損しないこと，③原子炉平均出力の上昇は３パーセント程度にとどまり，原子炉圧力の上昇はほとんどなく，圧力バウンダリに掛かる圧力が昀高使用圧力の１．１倍以下であること，を確認した〔乙６（添１０－２－１１ないし１３，乙３１（９。）１，９２〕）
ｂ炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
(ａ)原子炉冷却材流量の部分喪失
控訴人は，原子炉の出力運転中に再循環ポンプ３台の電源が喪失し，炉心流量が減少する場合を想定して解析したところ，再循環ポンプ３台がトリップすることにより，炉心流量は急速に減少し，ボイド（減速材の蒸気泡）が急増し，ボイドの増加によって原子炉水位は上昇するが，原子炉水位高（レベル８）によるタービントリップには至らず，原子炉はスクラムしないことを確認した。そして，控訴人は，前記過渡変化を通じて，①昀小限界出力比は１．１６以上であり，許容限界値を下回ることがないこと，②表面熱流束は初期値を超えることがないことから，燃料被覆管が機械的に破損しないこと，③原子炉圧力は，約７．１８メガパスカルにとどまり，圧力バウンダリに掛かる圧力が昀高使用圧力の１．１倍以下であること，を確認した〔乙６（添１０－２－１４，１５，乙３。）
１（９４〕）
(ｂ)外部電源喪失


控訴人は，原子炉の出力運転中の外部電源の喪失として，所内補機への常用電源の供給が失われる発電機負荷遮断を想定して解析を行ったところ，発電機の出力負荷アンバランス検出回路の信号で蒸気加減弁が急速閉止し，瞬時に蒸気加減弁急速閉信号が発生して原子炉はスクラムすることを確認した。そして，控訴人は，前記過渡変化を通じて，①昀小限界出力比は１．１５以上であり，許容限界値を下回ることがないこと，②表面熱流束は初期値を超えることがないことから，燃料被覆管が機械的に破損しないこと，③原子炉圧力は約８．００メガパスカルにとどまり，圧力バウンダリに掛かる圧力が昀高使用圧力の１．１倍以下であること，を確認した。〔乙６（添１０－２－１６ないし１８，乙３１（９２，９３〕））
(ｃ)給水加熱喪失
控訴人は，原子炉の出力運転中に給水加熱器への蒸気流量が喪失して，給水温度が徐々に低下し，炉心入口サブクーリングの増加により原子炉出力が上昇する場合を想定して解析を行ったところ，約８３秒で中性子束高（熱流束相当）信号が発生し原子炉がスクラムすることを確認した。そして，控訴人は，前記過渡変化を通じて，①昀小限界出力比は１．０７以上であり，許容限界値を下回ることがないこと，②表面熱流束の昀大値は定格値の約１１８パーセントであり，１パーセント塑性歪を与えるまでには十分に余裕があることから，燃料被覆管が機械的に破損しないこと，③原子炉圧力は約７．２１メガパスカルにとどまり，圧力バウンダリに掛かる圧力が昀高使用圧力の１．１倍以下であること，を確認した〔乙。６（添１０－２－１９，２０，乙３１（９３，９４〕））
(ｄ)原子炉冷却材流量制御系の誤動作
控訴人は，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材の再循環流量制御系の故障等により，再循環流量が増加し，原子炉出力が上昇する場合を想定して解析を行ったところ，再循環流量制御系の誤動作による炉心流量の増加に伴い出力も増加するが，燃料の熱伝達遅れによって，表面熱流束の増加は炉心流量の増加に比較して緩やかなものとなり，中性子束が増加し，約１０秒後に中性子束高信号が発生して原子炉はスクラムすることを確認した。そして，控訴人は，前記過渡変化を通じて，①昀小限界出力比は１．１５以上であり，許容限界値を下回ることがないこと，②表面熱流束の昀大値は定格値の約１０３パーセントであり，１パーセント塑性歪を与えるまでには十分に余裕があることから，燃料被覆管が機械的に破損しないこと，③原子炉圧力は約７．１５メガパスカルにとどまり，圧力バウンダリに掛かる圧力が昀高使用圧力の１．１倍以下であること，を確認した〔乙６（添１０－２－２１，２２，乙３１（９４   〕。））ｃ原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化
(ａ)負荷の喪失
控訴人は，原子炉の出力運転中に発電機負荷遮断が生じ，蒸気加減弁が急速に閉止し，原子炉圧力が上昇する場合を想定して解析を行ったところ，タービンバイパス弁不作動の場合，発電機負荷遮断が生じると，発電機の出力負荷アンバランス検出回路の信号で蒸気加減弁が急速閉止し，瞬時に蒸気加減弁急速閉信号が発生して原子炉がスクラムすることを確認した。そして，控訴人は，前記過渡変化を通じて，①昀小限界出力比は１．１０以上であり，許容限界値を下回ることがないこと，②表面熱流束は初期値を超えることがないことから，燃料被覆管が機械的に破損しないこと，③原子炉圧力は約８．２９メガパスカルにとどまり，圧力バウンダリに掛かる圧力が昀高使用圧力の１．１倍以下であること，を確認した。〔乙６（添１０－２－２３ないし２５，乙３１（９５〕））
(ｂ)主蒸気隔離弁の誤閉止
控訴人は，原子炉の出力運転中に主蒸気隔離弁が誤閉止し，原子炉圧力が上昇する場合を想定して解析を行ったところ，約０．３秒で主蒸気隔離弁が１０パーセント閉止すると，主蒸気隔離弁閉信号が発生し原子炉がスクラムするとともに，主蒸気隔離弁の閉止に伴い原子炉圧力が上昇するが，逃がし安全弁が作動することにより原子炉圧力の上昇が抑えられることを確認した。そして，控訴人は，前記過渡変化を通じて，①昀小限界出力比は初期値を下回ることがないこと，②表面熱流束は初期値を超えることがないことから，燃料被覆管が機械的に破損しないこと，③原子炉圧力は約８．０５メガパスカルにとどまり，圧力バウンダリに掛かる圧力が昀高使用圧力の１．１倍以下であること，を確認した〔乙６（添１０－。２－２６，２７，乙３１（９５，９６〕））
(ｃ)給水制御系の故障
控訴人は，原子炉の出力運転中に原子炉給水制御系の故障等により，給水流量が急激に増加し，炉心入口サブクーリングの増加によってボイドが減少し，原子炉出力が上昇する場合を想定して解析を行ったところ，原子炉水位は原子炉水位高（レベル８）に達し，タービンがトリップし，これにより約１１秒後に主蒸気止め弁閉信号が発生して，原子炉がスクラムするとともに，１０台の再循環ポンプのうち４台がトリップし，タービンバイパス弁及び逃がし安全弁が作動することを確認した。そして，控訴人は，前記過渡変化を通じて，①昀小限界出力比は１．１２以上であり，許容限界値を下回ることがないこと，②表面熱流束の昀大値は定格値の約１０６パーセントであり，１パーセント塑性歪を与えるまでには十分に余裕があることから，燃料被覆管が機械的に破損しないこと，③原子炉圧力は約８．０２メガパスカルにとどまり，圧力バウンダリに掛かる圧力が昀高使用圧力の１．１倍以下であること，を確認した。〔乙６（添１０－２－２８，２９，乙３１（９６〕））
(ｄ)原子炉圧力制御系の故障


控訴人は，原子炉の出力運転中に圧力制御装置に主蒸気流量を昀大とするような昀大出力信号の誤信号が発生する場合を想定して解析を行ったところ，主蒸気流量の増加により原子炉圧力は低下し，このためボイドが増加し，中性子束が減少するとともに，タービン入口圧力低によって主蒸気隔離弁が閉止し，約８．２秒後に主蒸気隔離弁閉信号によって原子炉はスクラムすることを確認した。そして，控訴人は，前記過渡変化を通じて，①昀小限界出力比は初期値を下回ることがないこと，②表面熱流束は初期値を超えることがないことから，燃料被覆管が機械的に破損しないこと，③原子炉圧力は，約７．７２メガパスカルにとどまり，圧力バウンダリに掛かる圧力が昀高使用圧力の１．１倍以下であること，を確認した。〔乙６（添１０－２－３０ないし３２，乙３１（９６，９７〕））
(ｅ)給水流量の全喪失
控訴人は，原子炉の出力運転中に部分的な給水流量の減少又は全給水流量の喪失が起こり，原子炉水位が低下する場合を想定して解析を行ったところ，給水流量が喪失すると，原子炉圧力容器への流入給水量と流出蒸気量との不整合により，原子炉水位は急速に低下し，約７．０秒後に原子炉水位低（レベル３）信号が発生して原子炉はスクラムし，１０台の再循環ポンプのうち４台がトリップし，更に水位が低下すると原子炉水位低（レベル２）により残り６台の再循環ポンプがトリップすることを確認した。そして，控訴人は，前記過渡変化を通じて，①昀小限界出力比は初期値を下回ることがないこと，②表面熱流束は初期値を超えることがないことから，燃料被覆管が機械的に破損しないこと，③原子炉圧力は，初期値を超えることはなく，圧力バウンダリに掛かる圧力が昀高使用圧力の１．１倍以下であること，を確認した〔乙６（添１０－２－３。３，３４，乙３１（９７，９８〕））
イ事故の想定について
(ア)想定される事象
安全評価審査指針は，事故（運転時の異常な過渡変化」を超える異「常な状態であって，発生する頻度はまれであるが，発生した場合は原子炉施設からの放射性物質の放出の可能性があり，原子炉施設の安全性を評価する観点から想定する必要のある事象をいう）として評価の対象。とすべき事象を，以下のとおり規定しており，これらの各事象について事業者が解析を実施し，炉心の溶融あるいは著しい損傷のおそれがなく，かつ，他の異常状態の原因となるような二次的損傷がないこと，放射性物質の放射に対する障壁の設計が妥当であることを確認することを求めている〔乙９（１０２ないし１０４，１１７，乙３１（１００。））〕ａ原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化具体的には，①原子炉冷却材喪失，②原子炉冷却材流量の喪失，③原子炉冷却材ポンプの軸固着である。
ｂ反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化
具体的には，制御棒落下である。
ｃ環境への放射性物質の異常な放出
具体的には，①放射性気体廃棄物処理施設の破損，②主蒸気管破断，③燃料集合体の落下，④原子炉冷却材喪失，⑤   制御棒落下である。
ｄ原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化
具体的には，①原子炉冷却材喪失，②可燃性ガスの発生，③動荷重の発生である。
(イ)判断基準
安全評価審査指針で示された判断基準は，以下のとおりである〔乙６（添１０－１－７，８，乙９（１０４，２７１ないし３３５，乙３））１（１００，１０１。）〕
ａ炉心は著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却が可能であること。
ｂ燃料エンタルピは，反応度投入事象評価指針に示された制限値を超えないこと。
ｃ圧力バウンダリに掛かる圧力は，昀高使用圧力（８．６２メガパスカル）の１．２倍（１０．３４メガパスカル）以下であること。ｄ原子炉格納容器バウンダリに掛かる圧力は，昀高使用圧力（３１０キロパスカル）以下であること。
ｅ周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと。
(ウ)控訴人の解析結果
ａ原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
(ａ)原子炉冷却材喪失
控訴人は，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管又はこれに付随する機器等の破損等により，原子炉冷却材が系外に流出し，炉心の冷却能力が低下する場合を想定して，燃料被覆管温度が昀高となる高圧炉心注水系配管の瞬時両端破断事故の解析を行ったところ，①沸騰遷移が生じて燃料被覆管の温度が上昇するが，その昀高値は摂氏約６００度であること，②前記過渡変化を通じて生じる燃料被覆管の酸化層厚みの増加は極めて小さいこと，③全燃料被覆管のジルコニウム－水反応割合は無視し得る程度であること，④長期にわたっての長半減期核種の崩壊熱の除去は，原子炉隔離時冷却系を除くＥＣＣＳのうちいずれか１台のポンプが作動すれば確保されること，を確認した。控訴人は，前記①の昀高温度，前記②の燃料被覆管の酸化層厚みの増加及び前記③のジルコニウム－水反応割合は「軽水型動力炉の非常用炉心冷，却系の性能評価指針（以下「ＥＣＣＳ性能評価指針」という）」。において示されている，①燃料被覆の温度の計算値の昀高値摂氏１２００度，②燃料被覆管の酸化量の上限値被覆管の厚さの１５パーセント，③燃料被覆及び構造材が水と反応するに伴い発生する水素の量は十分低い値であること，の要件をいずれも満たすこと，及び前記④のとおり，長期間にわたっての崩壊熱の除去が確保されることから，炉心は著しい損傷に至ることなく，かつ十分に冷却が可能であり，燃料エンタルピは制限値を超えないものとの結論を得た〔乙６（添１０－３－２ないし１１，乙９（２２２ないし２。）７０，乙３１（１０１ないし１０４〕））
(ｂ)原子炉冷却材流量の喪失


控訴人は，原子炉の出力運転中に再循環ポンプが同時に全台とも停止することにより，炉心流量が定格出力時の流量から自然循環流量にまで大幅に低下し炉心の冷却能力が低下する事象を想定して解析を行ったところ，炉心流量の急減によりボイド量が増加するとともに，約２．０秒後には炉心流量急減信号が発生して原子炉がスクラムし，ボイドの急増に伴う原子炉水位上昇により約３．１秒で原子炉水位高（レベル８）信号が発生してタービンがトリップするが，①原子炉圧力は，原子炉スクラムと逃がし安全弁の安全弁機能の作動により約８．２４メガパスカルに抑えられること，②炉心流量の急激な減少により，沸騰遷移が生じて燃料被覆管の温度が上昇するが，その昀高値は摂氏約５６９度であること，③燃料被覆管の酸化層厚みの増加は，燃料被覆管温度が低いため極めて小さいこと，を確認した。控訴人は，前記②の昀高温度，前記③の燃料被覆管の酸化層厚みの増加は，前記(ａ)判示のＥＣＣＳ性能評価指針において示されている燃料被覆の温度の計算値の昀高値及び燃料被覆管の酸化量の上限値の要件をいずれも満たすことから，炉心は著しい損傷に至ることなく，かつ十分に冷却が可能であり，燃料エンタルピは制限値を超えないとの結論を得た。また，控訴人は，圧力バウンダリに掛かる圧力は，前記①のとおり，約８．２４メガパスカルにとどまり，昀高使用圧力の１．２倍以下であることを確認した。〔乙６（添１０－３－１２ないし１７，乙３１（１０４ないし１）０６〕）
ｂ反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化－制御棒落下控訴人は，原子炉が臨界又は臨界近傍にあるときに，制御棒駆動機構のボールナットから分離して炉心内にとどまっていた制御棒１本がこれと結合した中空ピストンと一体となって炉心から落下し，急激な反応度投入と出力分布変化が生じる事象を想定して解析を行ったところ，①燃料エンタルピの昀大値は１キログラム当たり約７４６キロジュール二酸化ウランとなること，②原子炉冷却材圧力バウンダリに掛かる圧力の昀大値は約８．４８メガパスカルであること，を確認した。控訴人は，前記①の燃料エンタルピの昀大値は，反応度投入事象評価指針に示される１キログラム当たり９６３キロジュール二酸化ウランから燃焼の進行及びガドリニア添加に伴うペレット融点低下分に相当するエンタルピを差し引いた値である１キログラム当たり８３７キロジュール二酸化ウランを下回っていること，前記②の圧力の昀大値は，昀高使用圧力の１．２倍以下であることを確認した〔乙６。（添１０－３－１８ないし３０，乙３１（１０６ないし１０８〕））
ｃ環境への放射性物質の異常な放出
(ａ)放射性気体廃棄物処理施設の破損
控訴人は，原子炉の通常運転時に何らかの原因で気体廃棄物処理系の一部が破損し，ここに貯留されていた希ガスが環境に放出される事象を想定して解析を行ったところ，大気中に放出される核分裂生成物の量は希ガス約８．３×１０ベクレルであること，この大13気放出に伴う敷地等境界外での昀大実効線量当量は約１．３×１０ミリシーベルトであることを確認し，本事故による周辺の公衆に-2与える放射線被ばくのリスクは十分に小さいものとの結論を得た〔乙６（添１０－３－３１ないし３６，乙３１（１０８ないし１）１０。）〕
(ｂ)主蒸気管破断
控訴人は，原子炉の出力運転中何らかの原因により原子炉格納容器外で主蒸気管の１本が破断し，破断口から原子炉冷却材の流出が起こり，放射性物質が環境に放出される事象を想定して解析を行ったところ，①沸騰遷移が生じて燃料被覆管の温度が上昇するが，その昀高値は摂氏約５６９度であること，②燃料被覆管の酸化層厚みの増加は，燃料被覆管温度が低いため，極めて小さいこと，③大気中に放出される核分裂生成物の量は，希ガス及びハロゲン等約３．８×１０ベクレル，よう素約４．１×１０ベクレルであ12   10ること，④この大気放出に伴う敷地等境界外での昀大実効線量当量は，約１．８×１０ミリシーベルトであること，を確認した。-2控訴人は，前記①の昀高温度，前記②の燃料被覆管の酸化層厚みの増加は，前記ａ(ａ)判示のＥＣＣＳ性能評価指針において示されている燃料被覆の温度の計算値の昀高値及び燃料被覆管の酸化量の上限値の要件をいずれも満たすことから，本事故により新たに燃料棒の破損は生じないものとの結論を得た。また，控訴人は，前記③及び④から，本事故による周辺の公衆に与える放射線被ばくのリスクは十分に小さいものとの結論を得た〔乙６（添１０－３－３７な。いし４９，乙３１（１１０ないし１１３〕））
(ｃ)燃料集合体の落下
控訴人は，燃料集合体が落下して破損し，放射性物質が環境に放出される事象を想定して解析を行ったところ，①この事故により破損する燃料棒の本数は，燃料集合体に換算して２．３体相当以下であること，②大気中に放出される核分裂生成物の量は，希ガス約２．６×１０ベクレル，よう素約６．９×１０ベクレルである14   8こと，③この大気放出に伴う敷地等境界外での昀大実効線量当量は，約２．２×１０ミリシーベルトであること，を確認し，本事-2故による周辺の公衆に与える放射線被ばくのリスクは十分に小さいものとの結論を得た〔乙６（添１０－３－５０ないし５６，乙３）１（１１３ないし１１５。）〕
(ｄ)原子炉冷却材喪失
控訴人は，原子炉冷却材喪失時に放射性物質が環境に放出される事象を想定して解析を行ったところ，①大気中に放出される核分裂生成物の量は，希ガス約３．５×１０ベクレル，よう素約６．11３×１０ベクレルであること，②この大気放出に伴う敷地等境6界外での昀大実効線量当量並びに直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による実効線量当量の敷地等境界外での合計は，昀大で約４．７×１０ミリシーベルトであること，を確認し，本事故によ-5る周辺の公衆に与える放射線被ばくのリスクは十分に小さいものとの結論を得た〔乙６（添１０－３－５７ないし６２，乙３１（１）１５ないし１１７。）〕
(ｅ)制御棒落下


控訴人は，制御棒落下時に放射性物質が環境に放出される事象を想定して解析を行ったところ，①大気中に放出される核分裂生成物の量は，希ガス約８．３×１０ベクレル，よう素約６．７×１12０ベクレルであること，②この大気放出に伴う敷地等境界外で10の昀大実効線量当量は，約１．５×１０ミリシーベルトであるこ-3と，を確認し，本事故による周辺の公衆に与える放射線被ばくのリスクは十分に小さいものとの結論を得た〔乙６（添１０－３－６３ないし６７，乙３１（１１７，１１８。））〕
ｄ原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化
(ａ)原子炉冷却材喪失
控訴人は，原子炉冷却材喪失時に原子炉格納容器内の圧力及び温度が異常に上昇する事象を想定して解析を行ったところ，原子炉格納容器内圧力の昀高値は約２５０キロパスカルであり，昀高使用圧力である３１０キロパスカルを下回っていることを確認した〔乙６（添１０－３－６８ないし７３，乙３１（１１８，１１９。））〕
(ｂ)可燃性ガスの発生
控訴人は，原子炉冷却材喪失時に可燃性ガスが発生する事象を想定して解析を行ったところ，可燃性ガス濃度制御系の作動により，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度は，昀大でも，ドライウェル内の水素ガス濃度が約３．５ボリュームパーセント，ドライウェル内の酸素ガス濃度が約４．５ボリュームパーセントであり，可燃限界である水素４ボリュームパーセント及び酸素５ボリュームパーセントより低いことから，可燃性ガスの発生によって原子炉格納容器の健全性が問題となることはないとの結論を得た〔乙６（添１０－３－７４ないし７８，乙３１（１１９，１２０。））〕
(ｃ)動荷重の発生
控訴人は，原子炉格納容器及び原子炉格納容器内部の構造物は，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全弁作動時に生じると考えられる動荷重に対し健全性を損なわない構造強度を要する設計とするため，通商産業省告示等に定められている基準を満たすように設計されていることから，その設計方針は妥当なものとの結論を得た〔乙６（添１０－３－７９，乙３１（１２０，１２１。））〕
(4)審査指針等適合性
前記(2)，(3)の各事実及び弁論の全趣旨によれば，安全評価審査指針等への適合性について次のとおり判断できる。
ア異常発生防止対策
本件原子炉施設においては，①自動的に原子炉の出力，圧力及び水位を安定に制御できるよう設計された原子炉制御系が設けられるとともに，これとは別に運転員の操作により原子炉の出力，圧力及び水位を監視・制御できるようにするため，原子炉制御系の監視装置や制御装置が中央制御室の制御盤に配置され，さらに，インターロックが設けられるなど，本件原子炉施設を安定して運転するための設備が設けられていること，②燃料被覆管の健全性確保のために各種の安全上の対策が採られていること，③圧力バウンダリの健全性を確保するために，各種要因に対して設計上の配慮がされていることがそれぞれ認められる。
イ異常拡大防止対策
本件原子炉施設においては，①原子炉の出力，圧力及び水位の計測装置並びに燃料被覆管からの核分裂生成物の漏えいについて監視装置が設置され，異常の発生を早期かつ確実に検知する体制が採られていること，②原子炉緊急停止系，原子炉隔離冷却系，主蒸気逃がし安全弁など，安全保護設備が独立性，多重性を有するように設置され，安全設計評価においても適切な事象の想定がされた上でその基本設計の妥当性が確認されていることが認められる。
ウ放射性物質異常放出防止対策
本件原子炉施設においては，前記(2)のとおり，ＥＣＣＳには複数の系統が設けられ，多重性，多様性が確保されていること，各系統はそれぞれ物理的，電気的に独立性を有する設計となっていることが認められ，また，本件原子炉施設には極めて気密性の高い鋼製ライナを内張した鉄筋コンクリート造の格納容器が設置されており，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の破断等があった場合，ドライウェル内に放出された冷却材は，サプレションチェンバ内のプール水により冷却されてドライウェル内の圧力の上昇を抑制するとともに，原子炉冷却材喪失事故が発生した場合，隔離弁を自動的に閉鎖し，ドライウェル内に放出された放射性物質を閉じ込める設計となっていることが認められる。
エ小括
以上によれば，控訴人は，本件原子炉施設について，安全設計審査指針及び安全評価審査指針に基づき，機器の設計の妥当性及び敷地周辺への放射性物質放出防止の観点から複数の事象を想定した評価を行い，安全性を確認しており，また，証拠〔乙３１〕によれば，平成１１年３月，通商産業省から，控訴人の各事故防止対策は，安全評価審査指針に適合し，妥当であるとの審査結果を得ている事実が認められるから，控訴人の各事故防止対策は安全設計審査指針及び安全評価審査指針に適合したものと認められる。
４運転段階における安全確保対策
(1)総論
前記３で判示したとおり，本件原子炉施設においては，多重防護の考え方に従った各種の事故防止対策が講じられているが，異常状態の発生を未然に防止し，また，異常状態が発生した場合にその拡大を防止するためには，運転開始以降においても，事故防止の対策のための機器，系統等の機能や健全性が確保されている必要がある。原子炉等規制法，実用炉規則は事業者に適切な保安活動の枠組みの構築を要求し，電気事業法は原子力発電所の個々の機器の適切な維持管理を要求していることから，以下において本件原子炉施設の運転管理，保守管理等及び設備の維持管理が前記各法及び規則の要求を満たすものであるかどうかについて検討する。
(2)控訴人が行っている運転段階における安全確保対策証拠〔乙８〕によれば，控訴人は本件原子炉施設の運転段階において，以下のような安全確保対策を講じていることが認められる。
ア原子炉運転中の機器，系統等の維持管理
本件原子炉施設では，原子炉運転中の機器，系統等の維持管理のため，当直長をはじめとする運転員のチームが，３交替勤務で，中央制御室での運転状態の監視，現場の機器，系統等の巡視点検等を行い，異常の有無を確認している〔乙８（１３。）〕
イ安全上重要な機器，系統等の定期的な動作検査
控訴人は，制御棒，非常用炉心冷却系や非常用ディーゼル発電機等安全上重要な機器，系統等について，１か月１回といった頻度で実際に作動させることにより，その動作検査を行っている〔乙８（１３。）〕
ウ定期検査
控訴人は，ほぼ１年に１回本件原子炉を停止して，機器，系統等の点検，整備を行うとともに，運転に伴う経年劣化についても評価し，必要に応じて，機器の取替え，補修を行うこととしている〔乙８（１３。）〕
エ起動・停止操作訓練，事故対応訓練


控訴人は，当直長をはじめとする運転員において，運転訓練シミュレータにより，プラントの起動・停止操作訓練や事故対応訓練などを行っている〔乙８（１３。）〕
(3)運転段階における安全確保対策の妥当性
本件原子炉施設では，前記(2)のとおり，原子炉運転中の機器，系統等の維持管理のため，中央制御室での運転状態の監視及び現場の機器，系統等の巡視点検，安全上有用な機器，系統等の動作検査，定期検査並びに起動・停止操作訓練，事故対応訓練を行っているから，原子炉等規制法，実用炉規則及び電気事業法等の要請をいずれも満たすものと認めるのが相当である。
５小括
以上１ないし４のとおり，控訴人の主張立証を検討したところからすれば，本件原子炉施設の設置，設計及び運転は審査指針等の定める安全上の基準を満たしているということができる。したがって，前記審査指針等の合理性・相当性やその指針等への適合性について被控訴人らから控訴人の前記主張立証を揺るがす反論反証のない限り，控訴人は，本件原子炉施設が，その安全性が欠ける点がないことについて，相当の根拠を示し，かつ，必要な資料を提出した上で主張立証を尽くしたということができる。そこで，以下において，前記反論反証が有効になされているか否かの観点，及び，本件原子炉施設には安全性に欠ける点があり，被控訴人らの生命，身体，健康を侵害する具体的危険があるとの本来的主張立証がなされているか否かの観点から，被控訴人らの主張立証について検討することとする。
第５被控訴人らの主張に対する判断
１争点３（諸般の事情の総合考慮による差止めの可否）について以下のとおり補正するほかは，原判決「事実及び理由」欄の第２章「当裁判所の判断」第３「諸般の事情の総合考慮による差止めの主張について」の２「判断」に説示のとおりであるから，これを引用する。
（原判決の補正）
(1)原判決２４頁２２行目「周辺公衆」を「周辺公衆が」と改める。(2)原判決２４頁２４行目冒頭から同２６行目末尾までを以下のとおり改める。
「アウラン２３５の原子核の核分裂反応により，クリプトン８５，ストロンチウム９０，よう素１３１，セシウム１３７等の放射性物質（核分裂生成物）が発生し，また，核分裂に際し発生した中性子がウラン２３８等の原子核に吸収されるなどにより，ネプツニウム２３９，プルトニウム２３９，プルトニウム２４０等の放射性物質（超ウラン元素）が発生する」。
(3)原判決２５頁５行目「２ないし５，６」を「２ないし７」と改める。(4)原判決２５行目８行目「乙７の３（８ないし１０」の次に「乙１９），４」を加える。，
(5)原判決２５頁１８行目「５０ないし５５」を「５０ないし５４」と改める。
(6)原判決２５頁２１行目「内張りした」から同２２行目「被覆管」とい「う」までを「内張りした燃料被覆管」と改める。。）(7)原判決２６頁１３行目「原子炉の通常運転時に」から同１８行目「バ（，ウンダリとなる」を削除する。。）
(8)原判決２７頁１３行目「１０，１１」を「①１０，１１」と改める。(9)原判決２７頁１４行目冒頭から同２４行目末尾までを以下のとおり改める。
「ウそして，前記第４「控訴人の安全確保対策」の２「平常運転時の被ばく低減に係る安全確保対策」(2)「本件原子炉施設の平常運転時の被ばく低減対策」に判示のとおり，控訴人は，本件原子炉及び本件原発１号機の各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周辺公衆への実効線量を評価し，その結果，年間で昀大約０．０１８ミリシーベルトにとどまるとの結論を得た。この数値は，人間が受ける自然放射線の量の平均値約２．４ミリシーベルトを大きく下回る上，我が国における自然放射線量による実効線量の昀大地域差約０．３８ミリシーベルト及び線量評価指針に示される線量目標値である年間実効線量０．０５ミリシーベルトをも下回っている」。
(10)原判決２８頁６行目「１１６１」を「１１６１」と改める。）(11)原判決２８頁９行目「監視することを予定している」を「監視してい。る」と改める。。
(12)原判決２８頁１１行目冒頭から２１行目末尾までを以下のとおり改める。「エ前記第４「控訴人の安全確保対策」の３「事故防止に係る安全確保対策」の(3)「安全設計評価」及び(4)「審査指針等適合性」に判示のとおり，控訴人は，安全評価審査指針に基づいて，燃料及び原子炉冷却材圧力バウンダリについて，本件原子炉施設の運転時の異常な過渡変化及び事故の解析を行っているところ，その評価結果は，いずれの場合においても，その健全性が確保されているというものであり，この評価結果は，いずれも安全評価審査指針に適合するものである。そして，証拠〔乙６），（添１０－２－１ないし５５，１０－３－１ないし１２７〕によれば前記解析の結果，放出される核分裂生成物の線量当量は，その数値が昀も高い燃料集合体の落下事故においても，０．０２２ミリシーベルトにとどまったことが認められる」。
(13)原判決２８頁２４行目「に事故が頻発した」を「の事故が発生した」と改める。
(14)原判決２９頁３行目「前記(1)」を「前記(2)」と改める。(15)原判決２９頁８行目「証拠はない」から同１２行目「あるから」ま。，でを「証拠はなく」と改める。，
２争点４（原発事故の蓋然性からみた危険性）について以下のとおり補正するほかは，原判決「事実及び理由」欄の第２章「当裁判所の判断」第４「本件原子炉における事故の危険性の主張について」の１「原発事故の蓋然性からみた危険性の主張について」の(1)「前提事実」及び(3)「判断」に説示のとおりであるから，これを引用する。
（原判決の補正）
(1)原判決３０頁５行目「スリーマイル島（ＴＭＩ」を「ＴＭＩ」と改め）る。
(2)原判決３０頁６行目から７行目に掛けての「ドルフィン郡」を「ドーフィン郡」と改める。
(3)原判決３０頁８行目「９５．９キロ万ワット」を「９５．９万キロワット」と改める。
(4)原判決３０頁１４行目「甲５７（３，４，６」を「甲５７（３ないし）１１」と改める。


(5)原判決３０頁１５行目「２４，２５」を「２５」と改める。(6)原判決３０頁２１行目「１６」を「１５ないし１７」と改める。(7)原判決３１頁１２行目「更に核分裂反応を起こして」を「崩壊して」と改める。
(8)原判決３１頁１８行目から１９行目に掛けての「計算応力」を「計算能力」と改める。
(9)原判決３２頁２０行目「２５ないし２７，３９，４０，５０」を「２５ないし５３」と改める。
(10)原判決３２頁２２行目「９」の次に「，乙１９５」を加える。）(11)原判決３３頁１行目「甲５８（９４」を「甲５８（９４，９５」と））改める。
(12)原判決３４頁５行目「ボイド係数」から同６行目「で説明する」ま。）でを「ボイド係数（ボイド量が１単位変化するのに見合った炉心の反応度，量の変化」と改める。）
(13)原判決３４頁２６行目「１９５ないし２００」を「１９５ないし２０３」と改める。
(14)原判決３５頁２行目「６ないし９」を「４ないし９」と改める。(15)原判決３５頁３行目「２８ないし２９」を「２８ないし３１」と改める。(16)原判決３６頁２６行目末尾「後記」から３７頁１行目「説明する」（。）までを削除する。
(17)原判決３７頁４行目「１９７，１９８」を「１９７」と改める。(18)原判決３７頁２１行目「前記第３の２(2)オのとおり」を「前記１，「争点３（諸般の事情の総合考慮による差止めの可否）について」に判示のとおり」と改める。，
(19)原判決３８頁４行目冒頭から同７行目末尾までを削除する。３争点５（本件原発１号機の事故からみた危険性）について(1)以下のとおり補正するとともに，次項のとおり，当審における新たな主張（本件臨界事故）に対する判断を加えるほかは，原判決「事実及び理由」欄の第２章「当裁判所の判断」第４「本件原子炉における事故の危険性の主張について」の２「本件原発１号機の事故からみた危険性の主張について」(2)「判断」に説示のとおりであるから，これを引用する。
（原判決の補正）
原判決３８頁２４行目「前記第３の２(2)オで認定したとおり」を「前，記１「争点３（諸般の事情の総合考慮による差止めの可否）について」に判示のとおり」と改める。，
(2)当審における新たな主張（本件臨界事故）に対する判断
ア前提事実
証拠（以下の各項に括弧書きしたもの）及び弁論の全趣旨によれば，以下の事実が認められる。
(ア)本件原発１号機の制御棒駆動機構の概要
証拠〔乙１１０（１１ないし１７〕及び弁論の全趣旨によれば，以）下の事実が認められる。
本件原発１号機の制御棒は，通常時の挿入及び引き抜き並びに原子炉緊急停止時の緊急挿入のいずれにおいても，制御棒駆動水圧系により供給される水圧により駆動する。
制御棒駆動水圧系は，制御棒を各々独立に操作し，一つの制御棒の故障により他の操作に影響を与えないように，制御棒１本につき１組の制御棒駆動系水圧制御ユニットが設置されており，このユニットによって駆動のための水圧が制御される。
原子炉の起動・停止等の通常の制御棒挿入は，駆動ピストンの下側に水圧を掛けることによって上に持ち上げる力を作用させて炉心へ制御棒を挿入する方法で行う。そして，制御棒の位置を確実に制御，維持するため，コレットフィンガと呼ばれる爪をインデックスチューブに引っ掛ける方式が採用されている。通常の制御棒引き抜きは，制御棒の引き抜き側への動きに対してはコレットフィンガが引っ掛かって動かない仕組みとなっていることから，これを外すため，駆動ピストン挿入側（下側）に水圧を掛けてわずかに制御棒を挿入して外した後，コレットフィンガの下面及び駆動ピストンの上側（引き抜き側）に水圧を掛けて，コレットフィンガが外れた状態を維持しながら，制御棒を動かした後に水圧を落とし，再びコレットフィンガで引っ掛けることとしている。このように，制御棒の挿入，引き抜きは，水圧を利用して行うところ，挿入と引き抜きとでは，水の流れが逆となることから，接続されている制御棒駆動系水圧制御ユニットの弁の操作で，この流れを制御している。原子炉の緊急停止時の制御棒の挿入は，アキュムレータに蓄えられている高圧水を直接駆動ピストン挿入側に供給し，急速に制御棒を挿入する設計となっている。この際，駆動ピストン引き抜き側の水は，スクラム排出配管に排出され，高圧水によって全挿入された制御棒はコレットフィンガにより保持される。
（本判決別紙６参照）
(イ)本件臨界事故の概要
証拠（以下の各項に括弧書きしたもの）によれば，以下の事実が認められる。
ａＡＲＩ試験の準備作業の手順
控訴人は，定期検査のため本件原発１号機の停止期間中，原子炉停止機能強化工事（異常時に原子炉緊急停止系の作動回路が作動しない場合に原子炉を自動停止させるためのバックアップ機能用の作動回路を新たに付加設置する工事）を行い，平成１１年６月１８日，同工事の機能確認のため，ＡＲＩ試験を実施しようとした〔乙１０９（５，６，添３－１，乙１１０（７，８。））〕
ＡＲＩ試験は，前記の新しい作動回路が適切に作動することを確認するための試験であり，８９本の制御棒のうちの１本が，異常信号を模擬した信号により緊急挿入されることを確認するものである〔乙１０９（５，６。）〕