一　行訴法三六条は、無効確認訴訟の原告適格を有する者を「当該処分又は裁決に続く処分により損害を受けるおそれのある者その他当該処分又は採決の無効等の確認を求めるにつき法律上の利益を有する者」に限定しているところ、右「法律上の利益を有する者」は行訴法九条の「法律上の利益を有する者」と同趣旨と解されるから（もんじゅ昀高裁判決参照）、当該処分により自己の権利若しくは法律上保護された利益を侵害され又は必然的に侵害されるおそれのある者をいうと解される。そして、当該行政法規の趣旨、目的、当該行政法規が当該処分を通して保護しようとしている利益の内容、性質等を考慮したとき、当該処分を定めた行政法規が、不特定多数者の具体的利益を専ら一般的公益の中に吸収解消させるにとどめず、それが帰属する個々人の個別的利益としてもこれを保護すべきものとする趣旨を含むと解される場合には、そのような利益も右にいう法律上保護された利益に当たり、当該処分によりこれを侵害され又は必然的に侵害されるおそれのある者は、当該処分の取消訴訟における原告適格を有するものというべきである（昀高裁第三小法廷昭和五三年三月一四日判決、昀高裁第一小法廷昭和五七年九月九日判決、昀高裁第二小法廷平成元年二月一七日判決参照）。
そこで、規制法二三条、二四条に基づく原子炉設置許可処分につき、原子炉施設の周辺に居住する者が、その無効確認を求める法律上の利益を有するか否かを検討するに、規制法は、原子力基本法の精神にのっとり、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の利用が平和の目的に限られ、かつ、これらの利用が計画的に行われることを確保すると共に、これらによる災害を防止し、及び核燃料物質を防護して、公共の安全を図るために、製錬、加工、再処理及び廃棄の事業並びに原子炉の設置及び運転等に関する必要な規制等を行うことなどを目的として制定されたものである（規制法一条）。規制法二三条一項に基づく原子炉の設置の許可申請は、同項各号所定の原子炉の区分に応じ、主務大臣に対して行われるが、主務大臣は、右許可申請が同法二四条一項各号に適合していると認めるときでなければ許可をしてはなら
ず、また、右許可をする場合においては、あら
かじめ、同項一号、二号及び三号（経理的基礎に係る部分に限る。）に規定する基準の適用については原子力委員会、同項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号に規定する基準の適用については、核燃料物質及び原子炉に関する安全の確保のための規制等を所管事項とする原子力安全委員会の意見を聴き、これを十分に尊重してしなければならないものとされている（同法二四条二項）。同法二四条一項各号所定の許可基準のうち、三号（技術的能力に係る部分に限る。）は、当該申請者が原子炉を設置するために必要な技術的能力及びその運転を適確に遂行するに足りる技術的能力を有するか否かにつき、また、四号は、当該申請に係る原子炉の位置、構造及び設備が核燃料物質（使用済燃料を含む。）、核燃料物質によって汚染された物（原子核分裂生成物を含む。）又は原子炉による災害の防止上支障がないものであるか否かにつき、審査を行うべきものと定めている。原子炉設置許可の要件として、右の三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号が設けられた趣旨は、原子炉施設が、原子核分裂の過程において高エネルギーを放出するウラン等の核燃料物質を燃料として使用する装置であり、その稼働により、内部に多量の人体に有害な放射性物質を発生させるものであって、原子炉施設を設置しようとする者がその設置、運転につき所定の技術的能力を欠くとき、又は原子炉施設の安全性が確保されないときは、当該原子炉施設の従業員やその周辺住民等の生命、身体に重大な危害を及ぼし、周辺の環境を放射能によって汚染するなど、深刻な災害を引き起こすおそれがあることにかんがみ、右災害が万が一にも起こらないようにするため、原子炉設置許可の段階で、原子炉施設を設置しようとする者の右技術的能力の有無及び申請に係る原子炉施設の位置、構造及び設備の安全性につき十分な審査をし、右の者において所定の技術的能力があり、かつ、原子炉施設の位置、構造及び設備が右災害の防止上支障がないものであると認められる場合でない限り、主務大臣は原子炉設置許可処分をしてはならないとした点にある。そして、同法二四条一項三号所定の技術的能力の有無及び四号所定の安全性に関する各審査に過誤、欠落があった場合には、重大な原子炉事故が起こる可能性があり、事故が起こったときは、原子炉施設に近い住民ほど被害を受ける蓋然性が高
く、しかも、その被害の
程度はより直接的かつ重大なものとなるのであって、特に、原子炉施設の近くに居住する者はその生命、身体等に直接的かつ重大な被害を受けるものと想定されるのであり、右各号は、このような原子炉施設の事故等がもたらす災害による被害の性質を考慮した上で、右技術的能力及び安全性に関する基準を定めているものと解される。
そうすると、右の三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の設けられた趣旨、右各号が考慮している被害の性質等にかんがみると、右各号は、単に公衆の生命、身体の安全、環境上の利益を一般的公益として保護しようとするにとどまらず、原子炉施設周辺に居住し、右事故等がもたらす災害により直接的かつ重大な被害を受けることが想定される範囲の住民の生命、身体の安全等を個々人の個別的利益としても保護すべきものとする趣旨を含むものと解される。そして、当該住民の居住する地域が、前記の原子炉事故等による災害により直接的かつ重大な被害を受けるものと想定される地域であるか否かについては、当該原子炉の種類、構造規模等の当該原子炉施設に関する具体的な諸条件を考慮に入れた上で、当該住民の居住する地域と原子炉施設の位置との距離関係を中心として、社会通念に照らして合理的に判断すべきところ、原告らは本件原子炉施設から約一一キロメートルないし約五八キロメートルの範囲内の地域に居住していること、後記（第二章第一）のとおり、本件原子炉施設は研究開発段階にある原子炉である高速増殖炉であり（規制法二三条一項四号、同法施行令六条の二第一項一号、動力炉・核燃料開発事業団法二条一項参照）、その熱出力は七一万四〇〇〇キロワット、電気出力は約二八万キロワットであって、炉心の燃料としてはウランとプルトニウムの混合酸化物が用いられ、炉心内において毒性の強いプルトニウムの増殖が行われるものであること、これらの事実に照らすと、原告らは、いずれも本件原子炉施設の設置許可の際に行われる規制法二四条一項三号所定の技術的能力の有無及び四号所定の安全性に関する各審査に過誤、欠落がある場合に起こり得る事故等による災害により直接的かつ重大な被害を受けるものと想定される地域内に居住する者ということができるから、本件許可処分の無効確認を求める本件訴えにおいて、行訴法三六条所定の「法律上の利益を有する者」に該当するものと認められる。
二　そして、同条は、「


処分の無効確認の訴えは、当該処分の効力の有無を前提とする現在の法律関係に関する訴えによって目的を達することができないものに限り、提起することができる。」との要件を定めており、原告らは、本件訴訟と共に本件原子炉施設の設置者である動燃に対し、本件原子炉の建設及び運転の差止めを求める民事訴訟（福井地方裁判所昭和六〇年（行ウ）第七号）を提起しているが、右民事訴訟は、右にいう当該処分の効力の有無を前提とする現在の法律関係に関する訴えに該当するものとみることはできず、また、本件無効確認訴訟と比較して本件許可処分に起因する本件紛争を解決するための争訟形態としてより直裁的かつ適切なものであるともいえないから、原告らにおいて右民事訴訟を提起していることは、本件無効確認訴訟が同条所定の右要件を欠くことにはならない。
三　したがって、原告らは、本件訴えにつき原告適格を有する者ということができ、本件訴えは適法である。
第二章　本件原子炉施設の特徴及び本件許可処分について
第一　本件原子炉施設の概要
争いのない事実並びに乙一ないし三、乙五、乙イニ及び乙イ四によれば、本件原子炉施設の特徴について、次のとおりと認められる。
一　本件原子炉施設は、被告が、福井県敦賀市白木地区に建設中の、熱出力七一万四〇〇〇キロワットの高速増殖原型炉であり、電気出力約二八万キロワットの発電設備を有している。
二　本件原子炉施設は、核分裂反応によって発生したエネルギーを利用する広義の原子炉施設に属するが、現在、一般的に発電の用に供されている原子炉（軽水炉）と比べて、次のような特徴を有する。
１　ウラン等の質量数の大きい元素の中には、核分裂を起こしやすいもの（核分裂性物質という。）があり、例えばウランの同位体であるウラン二三五や、プルトニウムの同位体であるプルトニウム二三九は、エネルギーの低い中性子によって容易に核分裂し、熱エネルギーを放出する。軽水炉は、この性質を利用し、主としてウラン二三五を使用して核分裂反応を起こさせ、これによって生じた熱をエネルギーとして利用し、発電の用に供する。
しかし、ウラン二三五は、天然に産出するウランの中の約○・七パーセントを占めるにすぎず、九九パーセントを占めるウラン二三八は、核分裂しにくい（燃えない）ウランであり、そのままでは原子炉の燃料として利用できないものであるが、
ウラン二三八は、中性子を一
個吸収すると、核分裂を起こすプルトニウム二三九に転換する性質を有する。そこで、本件原子炉施設においては、炉心燃料部分で核分裂反応を起こさせ、これによって生じた熱をエネルギーとして利用し、発電の用に供するのは軽水炉と同様であるが、これと同時に、右核分裂反応の際に生じた中性子によって、燃料部分の燃えないウランを燃えるプルトニウムに転換し、消費した以上の燃料を生産することを図り、炉心中央にプルトニウムとウランの混合酸化物からなる炉心燃料を配置し、その周辺に、ウランの酸化物からなるブランケット燃料を配置している（このことから、増殖炉と呼ばれる。）。なお、軽水炉でも、燃料中のウラン二三八の一部がプルトニウム二三九に転換されるが、その量は消費される燃料に比べて少なく、増殖は行われない。
２　軽水炉においては、核分裂反応によって生じた直後の高いエネルギー（速度）を有する中性子（高速中性子という。）ではウラン二三五の新たな核分裂反応を起こす確率が低いことから、これを減速し、新たな核分裂反応を起こす確率の速度の遅い中性子（熱中性子という。）にしており、その減速材として、軽水（普通の水）を用いる（このことから、軽水炉と呼ばれる。）。これに対し、本件原子炉施設においては、燃料の増殖を図るためには、中性子を減速することなく、高いエネルギーを有する高速中性子のまま利用する必要があることから、減速材を用いない（このことから、高速炉と呼ばれる。）。他方で、高速中性子では核分裂反応が起きる確率が低いことから、燃料中の核分裂性物質の割合を軽水炉より高めている。
３　軽水炉においては、核分裂によって生じた炉心の熱エネルギーを除去して炉心の温度を調節すると共に、この熱を外部に取り出すための物質（冷却材）としても、軽水が用いられる。すなわち、軽水炉においては、軽水が、減速材と冷却材の役割を兼ねる。
これに対し、本件原子炉施設は、高速中性子を用いるため、減速効果の大きい軽水を冷却材として用いることはできず、冷却材としては、中性子を減速する効果が小さく、かつ、冷却材としての性質上熱伝導度が高い物質を用いることが望ましい。そこで、本件原子炉施設においては、右性質を有し、かつ、大気圧下において九八℃から約八八○℃までの広い範囲で液体として存在し、高い温度でも加圧する必要のない金属ナトリウムを冷却材として用いている。４　現在発電の用に供されている軽水炉は、規制法上は、「実用発電用原子炉」に位置づけられ（同法二三条一項一号）、電気事業法上は、「事業用電気工作物」に当たる（同法三八条三項。平成七年法律第七五号による改正後のもの。以下同じ。）
これに対し、本件原子炉施設は、規制法上は、「研究開発段階にある原子炉」に位置づけられ（同法二三条一項四号）、電気事業の用に供するものではないことから、電気事業法上は、「事業用電気工作物」のうちの「自家用電気工作物」に当たる（同法三八条四項。同条三項により、「事業用電気工作物」に関する規定が原則として適用される。）。
第二　本件原子炉施設の原子力開発上の位置づけ
本件原子炉施設は、高速増殖炉の開発段階としては、実験炉と将来炉（実証炉又は実用炉）の中間に位置する「原型炉」に当たる。したがって、本件原子炉施設は「液体金属冷却高速増殖ＬＭＦＢＲ」原型炉」である。
第三　本件許可処分の存在
被告は、昭和五八年五月二七日付けで、申請者に対し、本件原子炉施設について、本件許可処分をした。
第三章　本件訴訟における司法審査の在り方
第一　本件訴訟の審理及び判断の対象となる事項一無効の理由の制限（行訴法一〇条の類推適用の有無）
１　被告は、無効確認訴訟についても、取消訴訟について、自己の法律上の利益に関係しない違法を理由として取消しを求めることができないと定める行訴法一〇条一項の趣旨が類推適用されると主張する。


２（一）　そこで検討するに、無効確認訴訟について行訴法一〇条一項を準用する規定はない。しかし、同項の実質的根拠は、取消訴訟が、行政庁の違法な行政処分によって自らが被っている権利利益の侵害を排除し、自己の権利利益の救済を図ることを目的とする主観訴訟であることから、取消訴訟において原告が自己の法律上の利益に関係しない主張を許すことは、取消訴訟の性質に反する結果になることにある。
一方、無効確認訴訟は、前記（第一章第三）のとおり、行訴法三六条が、無効確認訴訟の原告適格を有する者を「当該処分又は裁決に続く処分により損害を受けるおそれのある者その他当該処分又は採決の無効等の確認を求めるにつき法律上の利益を有する者」と限定していること、右「法律上の利益を有する者」は同法九条の「法律上の利益を有する者」と同趣旨と解されることからすれば、取消訴訟と同
様、行政庁の処分によって原告自身
の被っている権利利益の侵害の救済を目的とする主観訴訟と解されるから、自己の法律上の利益と関係のない違法事由の主張を認める理由はなく、同法一〇条一項は無効確認訴訟にも類推適用されると解するのが相当である。（二）　また、取消訴訟においては、処分の違法事由として無効事由を主張することができると解され、このことからして、無効確認訴訟は、取消訴訟の出訴期間を徒過した場合の例外的、補充的な訴訟形式救済方法ということができるところ、取消訴訟において無効事由を主張する場合には行訴法一〇条一項の規定が適用されることは明らかであるから、無効確認訴訟には同項が準用されないと解すると、出訴期間の経過の有無により取扱いを異にすることになり、不当な結論となる。（三）　原告らは、無効は何人との関係においても無効であると主張するが、これが直ちに訴訟法上、無効確認訴訟の原告において、自己の法律上の利益に関係しない違法事由を主張することができるという結論を導くものではなく、主観訴訟としての性質による制約を受け、自己の法律上の利益に関係のない違法事由を主張することができないと解することは、何ら不合理ではない。（四）　したがって、行訴法一〇条一項は無効確認訴訟にも類推適用されるから、本件訴訟において、原告らは、自己の法律上の利益に関係しない違法事由を主張することはできない。
３　そして、右の原告らの「法律上の利益」は、行訴法九条の「法律上の利益を有する者」の「法律上の利益」と同義と解されるところ、前記（第一章第三）のとおり、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号は、原子炉施設周辺に居住し、右事故等がもたらす災害により直接的かつ重大な被害を受けることが想定される範囲の住民の生命、身体の安全等を個々人の個別的利益としても保護すべきものとする趣旨を含むと解されるから、原告らは、同項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号に係る違法を主張することができる。他方、規制法二四条一項一号は、「原子炉が平和の目的外に利用されるおそれがないこと」との要件を、及び同項二号は、「その許可をすることによって原子力の開発及び利用の計画的な遂行に支障を及ぼすおそれのないこと」との要件をそれぞれ定めているが、右各要件が定められた趣旨は、専ら、原子力の研究、開発及び利
用を平和の目的に限り、かつ、原子力の開発及び
利用を長期的視野に立って計画的に遂行するとの我が国の原子力に関係する基本政策に適合せしめ、もって、広く国民全体の公益の増進に資することにあるのであり、また、同項三号のうち、経理的基礎があることを要件とした趣旨は、原子炉の設置には多額の資金を要することにかんがみ、申請者の総合的経理能力及び原子炉設置のための資金計画を審査することにしたのであって、同法二四条一号、二号及び三号（経理的基礎に係る部分に限る。）は、原子炉施設の周辺住民等の個人的利益の保護を目的として内閣総理大臣の許可権限の行使に制約を課したものではなく、原告らの法律上の利益に関係しないと解されるから、原告らは、右各要件に係る違法事由を主張することはできない。
４　ただし、許可処分の手続に係る違法事由ついては、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の要件は抽象的、一般的である上、後記三のとおり、原子炉施設の安全性に関する審査の適合性については、各専門分野の学識経験者等を擁する原子力委員会の科学的、専門技術的知見に基づく意見を尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断に委ねる趣旨と解されるところ、同法二三条、二四条二項は、右内閣総理大臣の判断が適正にされることを担保するために厳格な手続を定めたものと解されるから、安全審査手続が適法であって初めて、右の判断の適正が保障されることになるというべきである。したがって、手続法上の違法が実体法上の違法をもたらすものである限り、原告らは、手続上の違法を主張することができると解するのが相当である。
二　重大かつ明白な違法
無効確認訴訟において、原告らが主張することのできる瑕疵は、重大かつ明白なものに限られる（昀高裁第三小法廷昭和三六年三月七日判決参照）。
三　原子炉設置許可段階における安全審査の対象
規制法は、その規制対象を、精錬事業（第二章）、加工事業（第三章）、原子炉の設置、運転等（第四章）、再処理事業（第五章）、核燃料物質の使用等（第六章）、国際規制物質の使用（第六章の二）に分け、それぞれについて内閣総理大臣の指定、許可、認可等を受けるべきものとしているのであるから、第四章所定の原子炉の設置、運転等に対する規制は、専ら回章所定の事項をその対象とするものであって、他の各章において規制することとされている事項をその対象とするものではないと解するべきである。
また


、規制法第四章の原子炉の設置、運転等に関する規制の内容を見ると、原子炉の設置の許可、変更の許可（二三条ないし二六条の二）のほかに、設計及び工事方法の認可（二七条）、使用前検査（二八条）、保安規定の認可（三七条）、定期検査（二九条）、原子炉の解体の届出（三八条）等の各規制が段階的に行われることとされている（なお、規制法七三条は、本件原子炉のような発電用原子炉施設について、二七条ないし二九条の適用を除外するものとしているが、これは、電気事業法四一条、四三条及び四七条により、その工事計画の認可、使用前検査及び定期検査を受けなければならないとされているからであると解される。）。したがって、原子炉施設の設置許可の段階においては、専ら当該原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針のみが規制の対象となるのであって、後続の設計及び工事方法の認可（二七条）の段階で規制の対象とされる当該原子炉施設の具体的な詳細設計及び工事の方法は規制の対象とはならないと解すべきである。右の規制法の規制の構造に照らすと、原子炉施設の設置許可の段階の安全審査においては、当該原子炉施設の安全性に係るすべてをその審査対象とするものではなく、その基本設計ないし基本的設計方針に係る事項のみをその対象とするものと解するのが相当である。
四　まとめ
以上によれば、本件において原告らの主張することのできる違法事由は、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る本件安全審査の手続上の瑕疵（実体上の違法をもたらさないことが明白であるものを除く。）並びに規制法二四条一項三号所定の技術的能力に係る許可要件適合性及び四号所定の安全性に係る許可要件適合性の審査、判断に係る重大かつ明白な瑕疵に限られることになる。五　本件において原告らの主張する違法事由のうち、本件訴訟の審理、判断の対象
とならない事項
そうすると、原告らの主張する違法事由のうち、以下のものは、本件訴訟の審理、判断の対象とならず、主張自体失当である。
１　原告らの自己の法律上の利益に関係しない事項
規制法二四条一項一号、二号及び三号（経理的基礎に係る部分に限る。）の各要件に係る違法事由の主張は、原告らの自己の法律上の利益に関係しない事項である。なお、原告らが当初主張していた労働者被曝に関する主張も、周辺住民である原告らの法律上の利益と関係がないことが明らかであるが、原告らは右主張を撤回している。
２　安全審査の対象とならない事項原告らは、本件施設を含む高速増殖炉開発は、非経済的であり、開発の継続は違法であると主張し、少なくとも本件許可処分の違法性の重大性の判断においては、高速増殖炉開発の公益性が影響すると主張する。しかし、高速増殖炉の公益性が規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）の要件とは関係せず、安全審査の対象とならないことは明らかである。同項四号の要件と関係するかについては、後に述べる（第六章第一、三、３）。なお、原告らが当初主張していた使用済燃料の再処理及び輸送に関する主張、廃炉に関する主張、固体廃棄物の昀終処分に関する主張、プルトニウム社会に関する主張、温排水に関する主張、原子力発電所の集中立地に関する主張、防災計画に関する主張については、安全審査の対象とならない事項であるが、この点については、原告らは主張を撤回している。
第二　本件訴訟における司法審査の手法
一　本件許可処分の性質
規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の規定の趣旨は、前記（第一章第三、一）のとおり、原子炉が原子核分裂の過程において高エネルギーを放出する核分裂性物質を燃料として使用する装置であり、その稼働により、内部に多量の人体に有害な放射性物質を発生さるものであって、原子炉を設置しようとする者が原子炉の設置、運転につき所定の技術的能力を欠くとき、又は原子炉施設の安全性が確保されないときは、当該原子炉施設の従業員やその周辺住民等の生命、身体に重大な危害を及ぼし、周辺の環境を放射能によって汚染するなど、深刻な災害を引き起こすおそれがあることにかんがみ、右災害が万が一にも起こらないようにするため、原子炉設置許可の段階で、原子炉を設置しようとする者の右技術的能力と、申請に係る原子炉設置の位置、構造及び設備の安全性につき、科学的、専門技術的見地から十分な審査を行わせることにある。右の技術的能力を含めた原子炉施設の安全性に関する審査は、当該原子炉施設そのものの工学的安全性、平常運転時における従業員、周辺住民及び周辺環境への放射線の影響、事故時における周辺地域への影響等を、原子炉設置予定地の地形、地質、気象等の自然的条件、人口分布等の社会的条件及び当該原子炉設置者の技術的能力との関連において、多角的、総合的見地から検討するものであり、しかも、事柄の性質上、右審査の対象には、将来の予測に係る事項も含まれているのであって、右審査においては、原子力工学はもとより、多方面にわたる高度な昀新の科学的、専門技術的知見に基づく総合的判断が必要とされるものである。そして、規制法二四条二項が、内閣総理大臣は、原子炉設置の許可をする場合においては、同条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号所定の原子炉設置許可の基準の適合性について、あらかじめ原子力安全委員会（以下「安全委員会」という。）の意見を聴き、これを尊重しなければならないと定めており、後記（第四章第一、一）のとおり、安全委員会には、学識経験者及び関係行政機関の職員で組織される原子炉安全専門審査会（以下「安全審査会」という。）が置かれ、原子炉施設の安全性に関する事項の調査審議に当たるものとされているが（設置法一六条）、このような原子炉設置許可処分の手続は、右のような原子炉施設の安全性に関する審査の特質を考慮し、右各号所定の基準の適合性については、各専門分野の学識経験者等を擁する安全委員会（安全審査会を含む。以下同じ。）の科学的、専門技術的知見に基づく意見（調査審議及び判断の結果が答申される。）を尊重して行う被告内閣総理大臣の合理的な判断に委ねる趣旨と解される（伊方昀高裁判決参照）。
右に述べた安全審査及び処分の構造に照らせば、原子炉施設の安全性に関する判断の適否が争われる原子炉設置許可処分の無効確認訴訟における審理及び判断は、安全委員会の専門技術的な調査審議及び判断を基にしてされた行政庁の判断に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの不合理な点があるかという観点から行われるべきである。


したがって、裁判所は、本件において、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）と四号の各要件の適合性について、安全委員会における右各要件適合性の調査審議に用いられた具体的審査基準に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの不合理な点があり、あるいは、当該原子炉施設が右の具体的審査基準に適合するとしたその調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落があり、これに依拠してされた被告の判断に重大かつ明白な瑕疵があるといえる場合に限り、本件許可処分が無効であることを確認することになる。
二　違法判断の基準時
取消訴訟における違法判断の基準時については、取消訴訟は行政庁の第一次的判断を前提とし、その適否を審査する抗告訴訟であるから、原則として処分時の適法性について審査すべきであり（昀高裁昭和二七年一月二五日第二小法廷判決参照）、この理は、前記（第三章第一、一、２、（一））のとおり取消訴訟と同様に抗告訴訟の性質を有する無効確認訴訟にも当てはまる。ただし、規制法二四条一項四号の要件に関する判断のうち、科学技術に係る事項を判断するに際して用いる科学的知見に関しては、科学的経験則、自然法則又は論理法則にほかならないのであるから、本件許可処分時の科学水準のものによるのではなく、現在の科学水準のものに則って判断するべきである。したがって、科学的経験則、自然法則又は論理法則を構成する科学的知見について、処分時に用いた知見がその時点で通説的見解であっても、その後誤りが発見され、従来の指摘が誤りであったことが現在の通説的見解になった場合には、裁判所が現在の知見を適用して処分の当否を判断すべきである。もっとも、本件許可処分後の新知見によって処分時の知見が誤っているとされる場合であっても、新知見を前提としてもなお当該原子炉の安全性を確保しうると認められる場合には、「災害の防止上支障がないこと」という規制法二四条一項四号の要件を満たし、本件許可処分は適法となることはもちろんである。
三　本件訴訟における主張、立証責任
１　無効確認訴訟においては、処分の無効を主張する原告において、行政庁の処分に重大かつ明白な瑕疵のあることを具体的事実に基づいて主張、立証すべきであり（昀高裁第三小法廷昭和三四年九月二二日判決等参照）、原告が主張、立証責任を負うというべきである。
また、前記一のとおり、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の各要件適合性の判断は、多方面における極めて高度な科学的、専門技術的な知見に基づく総合的な判断を要するものであり、被告内閣総理大臣の裁量に委ねられた事項であるところ、行政庁の裁量処分について、当該行政庁の裁量判断に不合理な点のあることの主張、立証責任は、原則としてこれを争う原告が負うというべきである（昀高裁第二小法廷昭和四二年四月七日参照）。２　もっとも、原子炉設置許可処分の取消訴訟においては、被告行政庁がした右判断に不合理な点があり、それが重大かつ明白であることの主張、立証責任は、本
来、原告が負うべきもの
と解されるが、当該原子炉施設の安全審査に関する資料をすべて被告行政庁の側が保持していることなどの点を考慮すると、被告行政庁の側において、まず、その依拠した具体的審査基準並びに調査審議及び判断の過程等、被告行政庁の判断に重大かつ明白な不合理な点のないことを相当の根拠、資料に基づき主張、立証する必要があり、被告行政庁が右主張、立証を尽くさない場合には、被告行政庁がした右判断に不合理な点があることが事実上推定されると解し、被告に事実上主張、立証の義務を負わせている（伊方昀高裁判決参照）。
そこで、右法理が本件のような無効確認訴訟にも当てはまるものか否かについて検討するに、この点、被告は、（１）無効確認訴訟は、処分の通用力の存在が形式的に確定した後において処分の効力を争うものであって、行訴法上も前記のとおり例外的、補充的な訴訟形式として位置づけられているものであり、取消訴訟の場合のように、立証の難易及び公平の観点から被告に事実上主張、立証の義務を負わせる必要性は全くない、（２）出訴期間の制限のない無効確認訴訟において被告に事実上主張、立証の義務を負わせると、時間の経過に伴う資料の散逸のおそれなどから、被告に対して過酷な主張、立証の義務を課することになりかねず、公平にも反するとして、原子炉設置許可処分の取消訴訟における右法理は本件に当てはまるものではないと主張する。
しかし、右のとおり、原子炉設置許可処分の取消訴訟において、被告に事実上主張、立証の義務を負わせる根拠は、安全審査に関する資料をすべて被告行政庁の側が保持しているという、証拠の偏在にある。したがって、右の事情の存在する限りは、無効確認訴訟であっても、取消訴訟同様に解することは妨げられないし、また、そうすべきこととなる。
そして、無効確認訴訟は、前記（第一、一、２、（一））のとおり、その性質は取消訴訟と同様の抗告訴訟であり、また、重大性、明白性の要件は、処分の違法性の程度の問題であると解されるから、当該原子炉施設の安全審査に関する資料をすべて被告行政庁の側が保持していることは、無効確認訴訟と取消訴訟という訴訟形態の違いによって異なるものでないことは明らかである。もちろん、無効確認訴訟には、出訴期間の制限がないため、時間の経過に伴う資料の散逸などにより、証拠の偏在という事情が常に存在するとはいえないが、本件
についてみ
れば、本件訴訟が提起されたのは、本件許可処分がされた昭和五八年五月二七日から約二年四か月後の昭和六〇年九月二六日であり、本件の訴訟経過に照らしてみても、本件原子炉施設の安全審査に関する資料はいまだ被告がすべて保管していたものと認められるから、時間の経過に伴い被告に資料の散逸があったとは認められない。
したがって、本件無効確認訴訟においても、取消訴訟の場合と同様、当該原子炉施設の安全審査に関する資料をすべて被告が保持していることなどの点を考慮すれば、被告において、まず、その依拠した具体的審査基準並びに調査審議及び判断の過程等、被告の判断に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落のないことを相当の根拠、資料に基づき主張、立証する必要があり、被告が右主張、立証を尽くさない場合には、被告がした右判断に不合理な点があることが事実上推定されると解するのが相当であって、無効確認訴訟においては重大性、明白性の要件があることを、被告に要求される立証の程度において考慮すれば足りるというべきである。
第四章　本件許可処分の手続的適法性
第一　本件許可処分の手続との適法性


一　研究開発段階にある原子炉の設置許可申請から設置許可に至るまでの手続本件原子炉施設のような研究開発段階にある原子炉の設置許可申請から設置許可に至るまでの手続は、当事者間に争いがなく、次のとおりと認められる。１　研究開発段階にある原子炉を設置しようとする者は、規制法二三条、同法施行令六条、原子炉規則一条の三に基づき、内閣総理大臣に対し、原子炉の設置許可申請を行う。
２　内閣総理大臣は、右許可申請が規制法二四条一項各号所定の許可要件に適合しているか否かを審査する。審査は、その所部の機関である科学技術庁が行う。３　科学技術庁は、右審査に当たり、必要に応じ、原子力安全技術顧問（原子力の安全に関する各専門分野において、高度な専門技術的知見を持つ学識経験者の中から、科学技術庁長官が委嘱した者）から、その専門技術的見地からの意見を徴する。科学技術庁は、その意見を求めるに当たって必要があるときは、関係の原子力安全技術顧問による会合を開催する。
４　内閣総理大臣は、右許可申請につき、規制法二四条一項一号、二号及び三号（経理的基礎に係る部分に限る。）の各要件適合性については原子力委員会に、同項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の各要件適合性については安全委員会にそれぞれ諮問する。右諮問に際しては、科学技術庁が行った安全審査の内容をまとめた安全審査書案が安全委員会に提出される。５　原子力委員会は、右許可申請が規制法二四条一項一号、二号及び三号（経理的基礎に係る部分に限る。）の各要件適合性について審議し、内閣総理大臣に対しその結果を答申する。
６　安全委員会は、右許可申請が規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の各要件適合性について審議し、内閣総理大臣に対しその結果を答申する。
安全委員会は、四号の要件に関しては、必要に応じ、同委員会に設置されている安全審査会にその調査審議を指示する（設置法一六条）。安全審査会は、原子炉の安全性に関する専門の事項について適切かつ効率的に調査審議を行うために部会を置くことができ（原子炉安全専門審査会運営規程七条）、通常は、原子炉設置許可申請ごとに部会が置かれる。部会は、調査審議の方針等を検討した上、専門分野別にグループ分けを行い、グループ単位あるいは部会全体で調査審議を行う。部会は、その状況及び結果を適宜安全審査会に報告し、安全審査会における審議に付する。
さらに、安全委員会は、四号の要件適合性を審議するに当たり、公開ヒアリング等を実施して、当該原子炉施設固有の安全性について地元住民の意見を参酌する（「原子力安全委員会の当面の施策について」昭和五三年一二月二七日原子力安全委員会決定、昭和五七年一一月二五日一部改正）。
７　内閣総理大臣は、原子力委員会及び安全委員会の各答申を十分に尊重し（規制法二四条二項）、またあらかじめ通商産業大臣の同意（規制法七一条一項一号）を得た上、当該設置許可申請の許否について昀終的な判断をし、処分を行う。
二　本件許可処分の手続
乙七ないし一〇、乙一一ないし一四の各一ないし三、乙一六、乙一七、乙二〇、乙二二及び乙イ六によれば、本件許可処分の手続について、次の事実が認められる。
１　申請者は、昭和五五年一二月一〇日、内閣総理大臣に対し、規制法二三条に基づき、本件許可申請をした（なお、申請者は、昭和五六年一二月二八日と昭和五八年三月一四日の二回にわたって、右申請書及び同添付書類の一部を補正した。）。２　被告は、直ちに、科学技術庁に右申請に係る審査を行わせた。３　科学技術庁は、必要に応じ、原子力安全技術顧問から専門技術的見地からの意見を聴取するなどした上、本件許可申請は規制法二四条一項各号の許可要件に適合すると判断した。
４　被告は、昭和五七年五月一四日、科学技術庁の右意見を付して、本件許可申請について、規制法二四条一項一号、二及び三号（経理的基礎に係る部分に限る。）の各要件適合性については原子力委員会に、また、同項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の各要件適合性については安全委員会にそれぞれ諮問した。安全委員会への諮問に際しては、科学技術庁における安全の内容をまとめた安全審査書案が安全委員会に提出された（なお、昭和五八年三月にその一部が修正されている。）。
５　原子力委員会は、右諮問を受けて審議した結果、昭和五八年四月二六日、被告に対し、本件許可申請が右各要件に適合していると認める旨答申した。６　安全委員会は、右諮問を受けて、昭和五七年五月一四日、安全審査会に対し規制法二四条一項四号に係る事項について調査審議を指示した。当時、安全委員会は、原子炉工学、核燃料工学、熱工学、放射線物理学等の原子炉施設に関する専門的分野を始め、地震学、地質学及び気象学等に及ぶ広範な分野から選ばれた審査委員四四人により構成されていた。
７　安全委員会は、右指示に係る調査審議を適切かつ効率的に行うため、昭和五七年五月一八日、二八人の審査委員からなる第一六部会を設置した。８　第一六部会は、主として原子炉施設に係る事項を担当するＡグループ、主として公衆の被曝線量評価等の環境面に係る事項を担当するＢグループ、主として地質、地盤、地震、耐震設計等の自然的立地条件に係る事項を担当するＣグループに分かれ、各グループにおいて詳細な検討をした。また、同部会は、随時、全体の会合を開いて各グループに関係する事項の検討を行い、現地調査も行った。そして、同部会は、適宜その審査状況を安全審査会に報告し、安全審査会の審議に付した。第一六部会においては、全体会合七回、現地調査八回、Ａグループ会合二一回、Ｂグループ会合一四回、Ｃグループ会合一〇回の会合等が開催された。９　安全委員会は、昭和五七年七月二日、福井県敦賀市において公開ヒアリングを開催した。右公開ヒアリングにおいて提出された意見等のうち、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）に係る事項については、これを直接これを参酌し、同項四号に係る事項については、同年九月二日、安全審査会にこれを参酌するよう指示した。
１０　第一六部会は、昭和五八年四月一二日、それまでの調査審議の結果を安全審査会に報告した。安全審査会は、右報告を基に調査審議を更に行い、同年四月二〇日、本件許可申請が規制法二四条一項四号の要件に適合すると判断する旨の調査審議結果を安全委員会に報告した。


１１　安全委員会は、本件許可申請の規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）の要件適合性については自ら審議し、また、同項四号の要件適合性については安全審査会の右報告を踏まえた上で審議した。その結果、安全委員会は、昭和五八年四月二五日、被告に対し、本件許可申請が右各要件に適合していると認める旨答申した。
１２　被告は、原子力委員会及び安全委員会の右各答申を受け、また、昭和五八年四月二八日に通商産業大臣の同意を得た上、本件許可申請は規制法二四条一項各号の要件に適合していると判断し、同年五月二七日、規制法二三条一項に基づき、本件許可処分をした。三　当裁判所の判断
右認定の本件許可処分の手続は、研究開発段階にある原子炉の設置許可申請がされてから許可処分に至るまでの手続に適合しており、適法であるというべきである。
第二　原告らの主張について
一　原子力三原則違反の主張について
原告らは、安全審査会の審査過程と審査資料が非公開である上、公開ヒアリングの手続が非民主的であり、自主、民主、公開を規定する原子力基本法二条に違反すると主張する。
しかし、基本法は、原子力の研究、開発及び利用を推進することによって、将来におけるエネルギー資源を確保し、学術の進歩と産業の振興とを図り、もって人類社会の福祉と国民生活の水準向上とに寄与することを目的とし（同法一条）、原子力の研究、開発及び利用は平和の目的に限り、民主的な運営の下に、自主的にこれを行うものとし、その成果を公開し、進んで国際協力に資するものとする（同法二条）ことをその基本方針とするが、同法は、原子力の研究、開発及び利用全般にわたり、包括的な法規範として機能しているものの、それぞれの法的規制等の具体的な内容は、そのほとんどすべてを他の法律に委ねており、基本法が、他の法律を通さずに、原子力の研究、開発及び利用に関して直接国民の権利義務に影響を及ぼしたり、国民と国家との間の具体的な法律関係を形成することはないと解される。同
法二条に規定するいわゆる原子力三
原則は、原子力の研究、開発及び利用についての基本的精神を宣言したものであって、個々の発電用原子炉の設置許可手続を直接規制するものと解することはできないというべきである。したがって、本件許可申請の審査手続に原子力基本法の適用があることを前提とする原告らの主張は、その前提において失当である。
二　審査体制の不公正の主張について
原告らは、本件安全審査における安全委員会、安全審査会の構成は、反対派が存在しない不公正なものであったため、安全委員会、安全審査会内では原子炉の安全性についての総合的な議論がされる仕組みにならず、このような構成による右委員会、審査会のした判断に基づく本件許可処分には重大かつ明白な瑕疵があると主張する。
しかし、原告らの主張はいかなる委員の選任をもって安全委員会、安全審査会の構成が不公正であるというのか不明確であって、具体的な主張とはいえないし、原子力発電所推進に対する反対派が構成員にいなければ、直ちに真摯な安全審査が行い得ないということもできないから、原告らの主張は失当である。また、安全委員会の委員は、両議院の同意を得て、内閣総理大臣が任命するとされ（設置法二二条、五条一項）、安全審査会の審査委員は、学識経験のある者及び関係行政機関の職員のうちから、内閣総理大臣が任命するとされている（同法一七条一項）上に（なお、設置法は、安全委員会の委員の資格については特に定めていないが、同法は、規制法二四条一項四号に関する事項についての専門技術的観点からする調査審議は、安全委員会が直接に行うのではなく、安全審査会の専門技術的調査審議に基づく報告を踏まえて行うことを予定していると解されるので、そのこと自体を不当とする理由はない。）、後記第五章以下において判断する本件安全審査の具体的な審査内容に徴しても、安全委員会の委員ないし安全審査会の審査委員が原子力発電所の建設を積極的に推進することだけを考え、その学問的あるいは専門的知識に基づいた真摯な安全審査を行わなかったことを窺わせるような証拠は全くない。また、右の事情に加えて、安全委員会の委員については、身分保障（設置法二二条、六条、七条）があり、被告内閣総理大臣は原子力委員会の決定を尊重しなければならない（設置一法二三条、規制法二三条三項）とされていることからすると、安全委員会が政府の原子力発電所推進の政策の支配を受け、本件原子炉施設の安全性についての総合的な議論ができる仕組みになっていなかったということもできない。
三　審査基準の違法性
原告らは、本件安全審査の審査基準を定めた規制法二四条一項四号は非常に抽象的な基準を示しているに留まり、その適合性の判断に当たっては、法律に根拠のない安全委員会の内規である各種審査指針の基準を用いて審査したものであり、このことは、国会が唯一の立法機関であると定めた憲法四一条、行政への包括的、白紙的授権を禁じた憲法七三条一項に違反すると主張し、また、審査基準の内容も、審査基準の名に値しないずさんなものであるから、この審査基準を用いた本件許可処分の手続は適正手続の保障を定める憲法三一条に違反すると主張する。しかし、原子炉施設の安全性に関する審査は、多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的、専門的知見に基づいてされる必要がある上、科学技術は不断に進歩、発展しているのであるから、原子炉施設の安全性に関する基準を具体的かつ詳細に法律で定めることは困難であるのみならず、昀新の科学技術水準への即応性の観点からみて適当ではないことにかんがみると、規制法二四条一項四号の規定の仕方も理解し得るところであり、憲法四一条、七三条一項に違反したものであるとはいえない。また、本件許可申請に対する処分については、申請に係る原子炉施設の位置、構造及び設備の安全性に関する審査の適正を確保するため、各専門分野の学識経験者等を擁する安全委員会の科学的、専門技術的知見に基づく意見を聞き、これを尊重するという、慎重な手続が定められているのであって、右規定が憲法三一条に違反したものであるということはできない。そして、本件安全審査は、本件許可申請が規制法二四条一項四号の規定に適合するか否かという観点からされたものであることは明らかであり、審査基準はこれを判断するに当たって用いられたものにすぎないのであるから、審査基準が法律に基づかないものであるからといって、本件許可処分が法律の定める手続に基づかないことにはならない（伊方原発昀高裁判決参照）。また、本件安全審査において用いられた審査基準の内容が不合理であることは、本件許可処分の実体的違法を招くことにはなりうるとしても、それ自体として本件許可処分の手続的違法を招くものでないことは明らかである。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
四　審査範囲の限定について


原告らは、本件安全審査においては、審査の対象事項を本件原子炉施設の基本設計ないし基本設計方針に限定しているが、右は審査範囲、対象を不当に限定したものであるから違法であり、本件許可処分には重大かつ明白な瑕疵がある旨主張する。
しかし、原子炉設置許可における安全審査については、前記（第三章第一、三）のとおり、当該原子炉施設における基本設計ないし基本的設計方針に係る事項のみが審査の対象となるのであるから、原告らの右主張はその前提を欠くものである。なお、原告らは、何が基本設計ないし基本設計方針に該当するかについては明確な判断基準がなく、二次系配管室の床ライナの厚さや二次系配管の温度計の設計も基本設計に含まれるものであるとして、本件安全審査においては、審査範囲、対象が懇意的に選択されている旨主張する。
確かに、証人Ｐ１の証言（Ｐ１調書一一〇頁）によれば、いかなる設計が基本設計ないし基本的設計方針に該当するかを定めた法令や審査基準は存在しないことが認められる。しかし、前記（第三章第二、一）のとおり、規制法二四条一項各号所定の基準の適合性については、各専門分野の学識経験者等を擁する安全委員会の科学的、専門技術的知見に基づく意見を尊重して行う被告内閣総理大臣の合理的な判断に委ねられているところ、いかなる設計を基本設計ないし基本的設計方針に該当するものとして本件安全審査の対象とするかは、右の裁量的な判断の過程を構成するものであるから、同様に被告の合理的な判断に委ねられているものと解するべきである。したがって、ある事項を基本設計ないし基本的設計方針として扱わず安全審査の対象としなかったことが、本件安全審査の調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落があり、これに依拠してされた被告の判断に重大かつ明白な瑕疵があるといえるか否かを判断すれば足りる。そして、二次系配管室の床ライナの厚さや二次系配管の温度計の設計については、後記（第六章第六、八、３、（一）及び同（二）、（２））のとおり、これを基本設計ないし基本的設計方針としなかったことが、不合理な点があるとまでは認められない。また、他に本件安全審査における基本設計ないし基本的設計方針としての審査対象の選択に不合理な点も認められない。したがって、この点において、
本件安全審査の調査審議及び判
断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落があるということはできない。
第五章　本件許可処分の規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）適合性
第一　当裁判所の判断の手法
前記（第四章第一、二）のとおり、規制法二四条一項三号適合性の審査については、被告は、その所部の機関である科学技術庁で審査した後、安全委員会に諮問し、安全委員会は、調査審議の結果、本件許可処分申請が同号に適合する旨判断してその旨被告に答申し、被告は、右答申を十分尊重して、本件許可処分をした。そこで、当裁判所は、本件安全審査の審査方針及び審査事項に不合理な点があるか否か、本件許可処分申請が右審査方針及び審査事項に照らして本件許可処分申請が同号に適合するとした安全委員会の調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落があるか否かについて検討することとする。
第二　本件安全審査の内容
乙一四の三、乙二八及び乙二二によれば、次のとおりと認められる。一　本件安全審査においては、本件許可申請が、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）の要件に適合するか否かについて、安全委員会は、原子炉が高度の技術を集約して設置運転されることにかんがみ、主として原子炉の建設、運転による災害の防止を図るという観点から、申請者がそれに必要な組織、要因を確保することになっているか等を中心に、人的、組織的な面から事業者としての適格性があるか否かを判断することとし、申請者に、申請に係る本件原子炉施設を計画、建設していく上での十分な要員が確保されていること、原子炉施設の運転開始までにその運転を適確にしていく上での十分な要員が確保される見通しがあること等について、「原子炉施設の設置及び運転に関する技術的能力に関する説明書」（原子炉規則一条の三第二項五号）等を参考とし、審査した。二　そして、本件安全審査においては、次の各事項を確認した結果、申請者は、本件原子炉施設の建設、運転に当たって、十分な要員を確保していると共に、業務を適確に遂行するに十分な人的、組織的体制を準備しており、本件許可処分は規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）の要件に適合すると判断した。１　申請者は、本件原子炉施設の建設に当たり、法令に基づく諸手続、設計、工事計画、品質保証及びこれらに付随する対外連絡等の業務を含めて本社技術者約一五〇人を直接従事あるいは関与させ、また、本件原子炉施設運転開始時には約一八○人の技術者を確保することとしている。右技術者は、それぞれ土木建築系、保健物理（放射線物理）系、炉物理系等の知識を有しており、管理者の約半数は、高速増殖炉の研究、開発、計画等に一〇年以上の経験を有している。２　申請者は、本件原子炉施設の建設、運転を行うに当たって、建設に必要な組織（技術者等で組織されるもんじゅ建設事務所）を設置すると共に運転を適確に遂行する組織体制を設けることとしている。また、技術者の養成については、高速実験炉「常陽」と新型転換炉「ふげん」発電所の運転保守の実務経験を通じて技術者の養成を行い、原子力関係機関への研修派遣や本件原子炉施設用のシミユレー夕での訓練を通じて技術者の養成を行うこととしている。さらに、原子炉主任技術者及び第一種放射線取扱主任者その他法令上必要な有資格者を確保している。
第三　当裁判所の判断
右認定の事実によれば、本件安全審査の審査方針及び審査事項に不合理な点があるとはいえないし、また、右審査方針及び審査事項に照らして、申請者は本件原子炉施設の建設、運転に当たって、十分な要員を確保していると共に、業務を適確に遂行するに十分な人的、組織的体制を準備しており、右技術的能力に係る要件に適合するものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落があるとは認められない。
第四　原告らの主張について
一　憲法三一条違反の主張について
原告らは、規制法二三条一項三号の規定は、抽象的であり、適正手続の保障を定める憲法一三条に違反すると主張する。
しかし、同号の規定は、「その者に原子炉を設置するために必要な技術的能力及び経理的基礎があり、かつ、原子炉の運転を適確に遂行する技術的能力があること」という具体的なものであり、抽象的な規定であるということはできない。したがって、原告らの主張は理由がない。
二　申請者の体質について


１　原告らは、次の各事実を指摘して、申請者には規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）の要件が欠ける旨主張する。
（一）　本件ナトリウム漏えい事故の発生
本件ナトリウム漏えい事故は、二次主冷却系の温度計さや管が破損してナトリウムが漏えいした事故であるが、右破損の原因は、さや管が徐々に細くなる形状のテーパ状ではなく、段付き構造のさや管を設置したために、配管内を流れるナトリウムの流体力によってさや管の細管部に高サイクル疲労が生じたこと、すなわち温度計の設計ミスにあった。これは初歩的なミスであり、申請者の品質保証活動、技術の継承に問題があることが露呈した。
また、本件事故により、ナトリウムの燃焼温度の想定が誤っていたことが判明したが、申請者は、床ライナの損傷防止対策について有効な解決策を打ち出すことができず、現在においても運転再開の目処が立っていない。そして、本件事故により、異常時運転手順書を構成する「概要」「フローチャト」「細目」の三文書の内容が互いに矛盾していたことが判明したが、申請者はこの矛盾を事前にチェックすることができなかった。さらに、本件事故においては、本件原子炉施設のナトリウム漏えい検出機能に欠陥があることも判明した。
これらの事実は、申請者に原子炉を適格に運転遂行する技術的能力が欠如していることを示すものである。
（二）　配管の設計ミス
平成三年六月、本件原子炉施設において、総合機能試験の準備として予熱用の電気ヒータで二次主冷却系配管を加熱した際に、配管が熱膨張により設計とは全く逆方向に変形し、また、同年七月、同じく総合機能試験において蒸気発生器細管の溶接箇所に定期検査用のプローブがひっかかり、プローブを削るという事件が発生し、申請者の品質保証活動が不十分であることが露呈した。また、申請者は、これらの重大な事実を内部告発によって明らかにされるまで隠し、自らの技術的能力の欠如を覆い隠していたのであって、これは、申請者に原子炉を適格に運転遂行する能力が欠如していることを示すものである。
（三）　東海村の再処理工場の事故
平成九年三月一一日、申請者の東海村再処理工場の放射性廃棄物アスフアルト固化工程において、ＴＮＴ火薬に換算して数十キログラム程度と推定される大規模な爆発事故が発生した。この事故の原因は、運転条件を変更したことにあったが、右運転条件の変更は現場サイドだけで決められ、申請者の技術者の検討を経ていなかったものと解される。これもまた、申請者に原子炉を適格に運転遂行する能力が欠如していることを示すものである。
（四）　事故情報の秘匿体質
申請者は本件ナトリウム漏えい事故において、事故を過小なものに仮装するた
め、事故直後に事故現場を撮影したビデオテープを隠
し、事故後二回目に撮影したビデオテープを更に一分間に編集したビデオのみを公開しており、追及されて二回目に撮影したオリジナルのビデオテープを、更に追及されてようやく事故直後のビデオテープを公開した。また、申請者は、規制法六七条に基づいて科学技術庁長官に本件事故を報告するに当たり、虚偽の事実を報告し、規正法違反（虚偽報告の罪）により、申請者が罰金二〇万円、申請者の職員二人が各一〇万円の罰金の刑事処分を受けた。
さらに、申請者は、右東海村再処理工場の事故についても、事故情報を隠匿し、虚偽報告を行ったことで刑事処分を受けた。
これらの事実からすれば、申請者の組織をあげての事故隠し体質は明らかであり、これは、申請者に原子炉を適格に運転遂行する能力が欠如していることを示すものである。
２　しかし、前記（第三章第二、一）のとおり、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）の要件適合性の判断は、安全委員会の科学的、専門技術的知見に基づく意見を尊重して行う被告の合理的な判断に委ねる趣旨と解するのが相当であり、裁判所は右判断に看過し難い過誤、欠落がないか否かを判断すべきである。
そして、本件安全審査においては、規制法二四条一項三号の技術的能力に係る要件は、主として原子炉の建設、運転による災害の防止を図るという観点から、申請者がそれに必要な組織、要員を確保することになっているかどうか等を中心に、人的、組織的な面から事業者としての適確性があるか否かを判断しており、前記第三のとおり本件安全審査における調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落があるとは認められない。
そうすると、原告らが指摘する具体的な事項は、本件安全審査の対象とはされていないものであり、そのことに重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落があるとは認められないのであるから、原告らの主張は理由がない。
第五　まとめ
したがって、本件許可処分に、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）に違反する点があるとは認められない。
第六章　本件許可処分の規制法二四条一項四号適合性
第一　総論
一　当裁判所の判断の手法前記（第四章第一、二）のとおり、規制法二三条一項四号適合性の審査について、被告は、その所部の機関である科学技術庁で審査した後、安全委員会に諮問し、安全委員会は、安全審査会に調査審議を指示し、安全審査会は調査審議の結果、安全審査会に対し、本件許可処分申請は同号に適合すると判断する旨の調査審議結果を安全委員会に対し報告し、安全委員会は、右安全審査会の報告を踏まえて調査審議した結果、本件許可処分申請は同号に適合すると認め、その旨被告に対して答申し、被告は、右答申を十分尊重して、本件許可処分をした。
そこで、当裁判所は、本件安全審査の調査審議に用いられた具体的審査基準に不合理な点があるか否か、本件許可処分申請が右具体的審査基準に適合するとした安全審査会及び安全委員会の各調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落があるか否かについて検討することとするが、その前提として、以下（二項ないし五項）において、本件原子炉施設の施設の概要、原子炉施設の安全性の意義、本件安全審査の基本的な考え方と審査内容について検討する。
二　本件原子炉施設の概要
乙一六及び乙二二によれば、本件原子炉施設の概要について、次のとおりと認め
られる
１　原子炉本体
（一）　炉心
炉心は、原子炉の出力を主に担う炉心燃料集合体一九八体、プルトニウムの増殖を主に目的とするブランケット燃料集合体一七二体及び原子炉の出力調整や停止等に用いる制御棒集合体一九体へ中性子遮へい体等から構成され、これらが炉心支持板の上に配列され、原子炉容器に収納されている。原子炉容器は、ステンレス鋼製の縦型円筒容器であり、その内径は約七・一メートル、全高は約一七・八メートルである。
（二）　燃料集合体


炉心燃料集合体は、内部に一体当たり一六九本の炉心燃料要素を配列し、外側をステンレス鋼製のラツパ管で被覆したものであり、長さ約四・二メートルの正六角柱の形状をしている。炉心燃料要素は、長さ約二・八メートル、外径約六・五ミリメートルのステンレス鋼製の燃料被覆管の中に、プルトニウム・ウラン混合酸化物の粉末又は劣化ウランの粉末を円柱状に焼き固めた燃料ペレツトを詰めたものである。そして、各炉心燃料要素にワイヤスペーサを巻くことによって相互の間隔を保持して接触を防ぎ、炉心燃料要素の間のナトリウムの流路を確保ずる構造である。ブランケット燃料集合体は、外形的には炉心燃料集合体とほぼ同じであるが、内部には、ウランのペレットを詰めたブランケット燃料要素が一体当たり六一本が収められる。
（三）　制御棒
制御棒は、これを炉心に挿入するこ
とによって、中性子を吸収し、核分裂反応を低下させるものであって、調整棒（微調整棒三体、粗調整棒一〇体）と非常用制御設備としての後備炉停止棒（六体）がある。
原子炉の通常の起動、停止、運転は調整棒の引き抜き、挿入によって行う。また、原子炉を緊急停止する必要が生じた場合には、調整棒及びこれを駆動する機構等からなる主炉停止系、並びに後備炉停止棒及びこれを駆動する機構からなる後備炉停止系が独立して同時に作動する（主炉停止系及び後備炉停止系を併せて「原子炉停止系」という。主炉停止系及び後備炉停止系は、その一方のみの作動によっても、原子炉を停止することができる。なお、計測制御系統施設のうち、異常状態を検知し、原子炉の緊急停止を起こさせる系統は「安全保護系」と呼ばれる。）。
２　原子炉冷却系統施設
（一）　一次主冷却系設備
本件原子炉施設の炉心で発生した熱は、原子炉容器内を流れる一次冷却材（ナトリウム）によって取り出され、中間熱交換器を介して二次冷却材（ナトリウム）に伝達される。
これには、独立した三つの系統（Ａ、Ｂ、Ｃの各ループ）があり、それぞれの系統は同様に、配管弁、ナトリウムを循環させる循環ポンプ及び中間熱交換器等の同じ設備を有する。
なお、原子炉容器及び一次冷却系設備のうち、一次冷却材を封じ込める障壁を形成する範囲を原子炉冷却材バウンダリという。また、原子炉冷却材バウンダリを形成する原子炉容器等については、接続された配管の一部と共に、これらを下に包み込むようにステンレス鋼製の容器であるガードベッセルを設置する。これは、万一、原子炉冷却材バウンダリからナトリウムが漏えいした場合であっても、これによって原子炉の冷却に必要な冷却材を確保するためのものである。また、ナトリウムと空気との接触を防ぐ目的で、原子炉容器内等の一次冷却材のナトリウム液面を、不活性ガスであるアルゴンガスのカバーガスで覆うほか、一次主冷却系の配管等を設置する部屋は、冷却材の漏えいに備え、不活性ガスである窒素を充填する。
（二）二次主冷却系設備並びにタービン及び付属設備
中間熱交換器で二次冷却材に伝えられた熱は、蒸気発生器を介して水・蒸気系に伝達され、蒸気タービンを動かす。
二次主冷却系も、三系統の一次主冷却系にそれぞれ対応して独立した三つの系統（Ａ、Ｂ、Ｃの各ループ）があり、それぞれの系統は、同様に、配管、弁、ナトリウムを循環させる循環ポンプ、蒸気発生器等の設備を有している。蒸気発生器は、二次冷却材の熱を、蒸気発生器伝熱管を介して水．蒸気系に伝える熱交換器であり、水を蒸気（過熱蒸気）に変える蒸発器と、生成された蒸気を更に過熱する過熱器とからなる。また、蒸気発生器の周りには、蒸気発生器で水が漏えいした場合にこれを検出する水漏えい検出設備及び圧力上昇等を抑制するナトリウム・水反応生成物収納設備が設けられる。
一次冷却系と二次冷却系とは中間熱交換器によって分離され、炉心を通るため炉心の中性子によって放射化される一次冷却材の放射性物質が二次主冷却系に混入することのないようにされる。タービン設備は、過熱蒸気を利用して蒸気タービンを駆動し発電を行う設備であり、これは、水及び蒸気を利用して発電を行う点で軽水炉のものと本質的には異ならない。
（三）　補助冷却設備
二次主冷却系設備から分岐する形で補助冷却設備三系統が設置されており、原子炉停止時には、これを作動させて炉心を冷却し除熱する。
３　工学的安全施設
原子炉容器及び一次主冷却系設備等、本件原子炉施設の原子炉の主要部分は、内径約四九・五メートル、高さ約七九メートルの鋼製の容器である原子炉格納容器に収納される。また、原子炉格納容器の周囲を取り囲む形で、鉄筋コンクリート構造物である外部遮へい建物が設置され、原子炉格納容器の胴部と外部遮へい建物との間の下部空間（アニュラス部）は、アニュラス循環排気装置によって負圧に保たれる。
これらの原子炉格納施設及び前述したガードベッセル、補助冷却設備等は、周辺環境への放射性物質の異常な放出、拡散を防止するための施設であり、工学的安全施設と呼ばれる。
４　その他の設備
本件原子炉施設には、右１ないし３に述べたほか、計測制御系統施設（原子炉計装、プロセス計装、原子炉制御設備、原子炉保護設備、工学的安全施設作動設備及び中央制御室）、放射性廃棄物廃棄施設（気体廃棄物処理設備、液体廃棄物処理設備及び固体廃棄物処理設備）、核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（燃料取扱及び貯蔵設備）、放射線管理施設、非常用電源設備を含む電気設備、換気空調設備及び各種の補助的設備が設けられる。
三　原子炉施設の安全性の意義
１　原子炉施設の潜在的危険性
（一）　規制法の想定する危険性
規制法二四条一項四号にいう原子炉施設の安全性とは、その文言上、使用済燃料を含む核燃料物質、原子核分裂生成物を含む核燃料物質によって汚染された物又は原子炉によりもたらされるおそれのある災害を防止し得るものであることを意味することが明らかであるから、そこで想定されている原子炉施設の潜在的危険性は、主として放射性物質による環境の汚染であると解するのが相当であり、原子炉施設における安全性の確保の問題は、結局は、右の放射性物質の有する危険性をいかに顕在化させないかという点にあると解される。そこで、次に、放射線と人体に及ぼす影響について検討する。
（二）　放射線の種類と人体に及ぼす影響
争いのない事実並びに乙二及び乙ロ一によれば、次の（１）ないし（５）の事実が認められる。
（１）　放射性物質、放射能、放射線


放射性物質とは、放射能を持つ核種を含んだ物質のことをいい、ここで放射能とは、放射線（正しくは電離放射線であるが、以下単に「放射線」と呼ぶこととする。）を放出する性質のことをいう。放射性物質は、天然にも存在するが、人工的にも生成され、本件原子炉施設を含む全ての原子炉内にも、種々の核種の放射性物質が存在し、また、運転により生成される。
（２）　放射線の種類と性質
放射線には、アルファ線、ベータ線、中性子線等の粒子線と、ガンマ線、エックス線等の電磁波とがあるが、これらの放射線は、その種類ごとに物質との相互作用及びその透過力に大きな違いがある。
アルファ線は、アルファ粒子（陽子、中性子各二個からなるヘリウムの原子核）の流れであり、アルファ粒子は、質量及び電荷が大きいことから、物質との相互作用が大きいため、透過力が極めて小さく、空気中でも数センチメートル程度しか透過できず、薄い紙一枚でも遮へいすることができる。
ベータ線は、ベータ粒子（荷電粒子線＝電子）の流れであり、ベータ粒子はアルファ粒子に比べ、質量が約七〇〇〇分の一、電荷が半分であることから、物質との相互作用がはるかに小さいが、それでも、空気中で数十センチメートルないし数メートルしか透過できず、数ミリメートルの厚さのアルミニウム板で遮へいすることができる。
中性子線は、中性子の流れであり、中性子の速度により物質との相互作用が異なり、低速度のものは透過力が小さいが、高速度のものは透過力が大きい。しかし、中性子は、水のように水素を大量に含む物質中では、水素の原子核と衝突すること
によって減速
されるので、水等により遮へいすることができる。
ガンマ線及びエックス線は、波長の非常に短い電磁波であり、質量も電荷も持たないことから、物質との相互作用が極めて小さいため、透過力は非常に大きく、これを遮へいするためには厚い鉛板、鉄板、コンクリート等が必要である。
（３）　人間の放射線による被曝
人間の放射線による被曝は、体外に存在する放射性物質からの放射による外部被曝と、体内に取り込んだ放射性物質からの放射線による内部被曝とに分けられる。このうち、外部被曝の場合には、アルファ線やベータ線のような透過力の小さい放射線の場合は身体内部の諸器官はほとんど被曝せず、皮膚のみの被曝にとどまるが、ガンマ線のような透過力の大きい放射線である場合は、身体内部の諸器官も含め全身がほぼ均等に被曝する。これに対し、内部被曝の場合には、体内に取り込まれた放射性物質から放出される放射線のエネルギーが、直接身体内部の諸器官に吸収されることにより、アルファ線やベータ線は、そのほとんどのエネルギーを周囲に与えることになる。
内部被曝の特徴として、①放射線の線量は線源との距離の二乗に反比例するところ、内部被曝では線源との距離が近いため被曝線量が増えること、②アルファ線及びベータ線の影響が重要になること、③よう素やストロンチウムなど特定器官に蓄積する傾向を有する場合には、その特定器官（よう素の場合は甲状腺、ストロンチウムの場合は骨）に被曝が集中すること、④放射能が減衰して消失するか排泄機能により体外に出るまで被曝が続くことが指摘される。
（４）　放射線の量の単位
放射線の量を表す単位としては、レントゲン、ラド、レム等がある。レントゲンは、放射線が物質に照射された量（照射線量）の単位であり、空気にガンマ線又はエックス線を照射した時に発生する電荷（イオン）の数をもとにした単位である（一レントゲンは、一キログラムの空気に二・五八×一〇のマイナス四乗クーロン個のイオンを作るようなガンマ線、エックス線の照射線量である。）。ラドは、放射線が物質に当たった時に、その物質にそのエネルギーが吸収される量（吸収線量）を表す単位であり、人間の場合は、一レントゲンの放射線が当たると、約一ラド吸収される。
レムとは、放射線の人体に対する影響を表す放射線の量（線量当量）の単位であり、放射線が人体に与える影響は「吸収線量のみならず、放射線の種類やエネルギーによって異なり、また生体の組織によっても異なるために、放射線防護の目的から、被曝の影響を全ての放射線に共通する尺度で評価するために用いられるものである。その数値は、組織の吸収線量と線質係数の積で求められ、人が一レントゲンのガンマ線を被曝したとき、その人に及ぼす影響は約一レムとされる（以下、単に「線量」というときは、原則としてこの線量当量をいう。）。なお、現在、我が国の原子力の安全規制体系においては、レントゲンに代わってクーロン毎キログラム（一レントゲンＨ二・五八×一〇のマイナス四乗クーロン毎キログラム）が、ラドに代わってグレイ（一ラド＝〇・〇一グレイ）が、レムに代わってシーベルト（一レム＝○・〇一シーベルト）が用いられているが、本判決に
おいては、原則として旧単位を用いることにする
（５）　放射線の人間に与える障害の種類と内容
放射線の人間に与える障害には、被曝した個人に現れる身体的障害とその子孫に現れる遺伝的障害とがある。このうち、身体的障害には、短期間に比較的高線量の放射線を被曝した場合に、急性死亡、白血球の減少、脱毛、皮膚障害等の症状として現れる急性障害（「確定的影響」ともいう。）と、比較的低線量の放射線を被曝した場合でも、数か月から数年以上、長い場合には数十年の潜伏期を経てから、白血病その他のがん、白内障等の症状として現れる晩発性障害とがある。これらのうち、急性障害の場合は、線量の大きさと症状の「重さ」との間に相関関係があるとされているが、晩発性障害及び遺伝的障害（以下この両者をあわせて「晩発性障害等」という。また、「確率的影響」ともいう。）の場合には、右の相関関係は認められない。
（６）　放射線による障害の特徴
右の放射線の人間に与える障害は、放射線が生体を構成する細胞や分子を破壊し、時にはＤＮＡの突然変異を引き起こすことによって生じるものであるため、その障害は、症状の非特異性（放射線障害は、すべての臓器、組織に起こり得るものであり、放射線によって生ずる変化は、他の原因でも起こり得ること）、症状の遅発性（数年、数十年を経た後に現れるものもあること）、症状の複雑性（再発、併発、悪性変化など完治し難いこと）などの特徴を有する。このように、放射線障害は、その症状が他の原因によっても生じ得るものである
こと、殊に晩発性障害等は、被曝と発現との間
の時間が長いこと、被曝により必ず発現するものではないことと相まって、特定の個人についてその症状が放射線によるものであるかどうかを判別することは困難な場合が多い（当事者間に争いがない。）。


（イ）　高線量の放射線による障害の場合
高線量の放射線を短期間に被曝した場合については、その被曝線量とそれによって生じる障害との関係が比較的よく判明しており、また、低線量の放射線を被曝した場合の急性被曝については、二五ラド以下では臨床症状はほとんど発生しない。したがって、しきい値（ある作用因子が生体に反応を引き起こすか、引き起こさないかの限界の線量。「しきい線量」ともいう。）の存在がかなりの程度明らかになっている（当事者間に争いがない。）。
（ロ）　低線量の放射線による障害の場合
他方、低線量の放射線を被曝した場合の白血病その他のがん等の晩発性障害等の発生については争いがあり、原告らは、被曝線量と晩発性障害等の発生との間には直線的比例関係にあり、どのような低線量であっても晩発性障害等を生ずるのであり、放射線による晩発性障害等の発生についてはしきい値がないと主張している（なお、被告も、被曝線量と晩発性障害等の発生との関係は、低線量・低線量率の被曝ではいまだ解明されていないとしながらも、結局しきい値がないという前提に立っている。）。
この点については、原告らも指摘する次の研究結果等が存在するので、以下、これらの研究結果等について検討する。
（ａ）　セラフィールド再処理工場周辺住民の白血病
甲ロ四によれば、一九八三（昭和五八）年一一月、英国のヨークシャーテレビ局が、そのドキュメンタリー番組で、セラフィールド再処理工場周辺の町村では子供のがんや白血病の発生率が全国平均より遥かに高く、同工場から二・四キロメートル離れたシースケール町では全国平均の一〇倍であり、その原因は再処理工場から放出された放射性物質であるとの放映を行ったこと、これを受けて、英国政府は、ダグラス・ブラック卿を委員長とする諮問委員会を組織し、同委員会は、一九八四（平成元年）七月、政府に報告書を提出したが、右報告においては、同工場南側のシースケール町を含むミロム地区の二五歳未満の若年層の間では、白血病死亡率が一九六八年から七八年までの間では四倍、一九五九年から七八年の間では二倍となっており、シースケール町では一〇歳未満の白血病が期待値に対し約一〇倍高く、小児悪性リンパ腫罹患率は、イギリス北部地域の七六五の同規模の区の中で三番目に高く、シースケール町を含むミロム地区の二五歳未満の白血病死亡率は同程度の人口の一五二地方自治区の中で二番目に高いなど、これらの地区の白血病発生率は高いとしたが、その原因については、公表された放射性物質の放出データから計算される周辺住民の被曝線量からは右のような白血病の異常発生は説明できないとして、不明であるとされたことが認められる。しかし、甲ロ五ないし七によれば、その後、一九九〇（平成二）年二月、Ｍ・Ｊ・ガードナーらは、セラフィールド再処理工場周辺の西カンプリア地方で生まれ、一九五〇年から八五年の間に二五歳以下で白血病患者（五二人）、非ホジキンス氏リンパ腫患者（二二人）、ホジキンス氏病患者（二三人）と、これらの患者と同性で年齢も近い一〇〇一人の対照群とを比較したこと、その結果、論文「英国セラフィールド核施設周辺の子供たちに生じている白血病、リンパ腫についての調査研究」において、白血病と非ホジキンス氏リンパ腫に罹患する相対的危険率が、同工場から五キロメートル以上離れたところで生まれた子供は○・一七、子供の受胎期に父親が同工場で雇われていた場合は二・四四、子供の受胎前に父親が○・一レム以上被曝している場合は六・四二と、同工場近くで生まれた子供と、父親が核施設で働いている子供に高かった事実から、父親が受胎前に放射線に被曝することは、その子孫に白血病が発生することと関連しているとしたことが認められる。他方、乙ロ一七によれば、国際連合原子放射線の影響に関する科学委員会（ＵＮＳＣＥＡＲ）は、右ガードナーの論文に対して、もしこれが正しければ大きな意義があるとしながらも、他の集団で得られた昀近の結果はガードナーらの結論を支持していないこと、セラフィールド再処理工場で働く父親で見つかった白血病の相対リスクの統計的増加は、わずか四人の患児に基づいているにすぎず、大部分の他の患児の父親は他の工場施設で働いていたこと、被曝親についての他の観察結果との整合性がないこと、右ガードナーの論文が指摘したように、一レムほどの低い放射線量が白血病の集積発生を誘発するものなら、同じ線量で同じ集団に別の疾患が誘発されるものと予測されるのに、同工場付近では、そのような遺伝病の発生は報告され
ておらず、ロシア連邦
での長期追跡にも報告がなく、そのほかの核施設の周辺からも報告がないことなどから、右結論が強く正しいとは言えないだろうと指摘していることが認められる。
（ｂ）　ドーンレイの再処理施設周辺住民の白血病
甲ロ五によれば、スコットランドのドーンレイの再処理施設周辺においても、一九七九（昭和五四）年から八四（昭和五九）年の間の若年齢の白血病発生率が、スコットランド地方の期待値に比べ六倍も高く、特に同施設から一二・五キロメートル以内では一〇倍高いという有意な結果が明らかにされたことが認められる。しかし、他方で、甲ロ五によれば、右調査において対象とされた白血病患者の数は五例ないし六例であり、症例の絶対数が統計的分析の目的には少ないかもしれないとされていることが認められる。
（ｃ）　福島原発の労働者の被曝による染色体異常
甲一四ないし一八によれば、昭和六三年、福島県環境医学研究所の村本淳一が、昭和五九年から六三年の五年間に集積線量一五レム未満の被曝を受けた福島第一及び第二原子力発電所に従事する二〇歳代から六〇歳代までの労働者の一一五名を対象とした、末梢血リンパ球の染色体異常の調査研究を実施したこと、その結果、染色体は人間においては一つの細胞に四六本あり、正常なものは途中に動原体と呼ばれるくびれが一か所あるところ、調査対象となった労働者には、くびれが二か所にある二動原体染色体やリング状の環状染色体が細胞全体の○・二二パーセントにみられ一般住民の細胞に検出された同種の染色体異常の出現頻度○・一二パーセントと比較すると二倍近いことが判明したこと、この染色体異常の出現頻度は、集積被曝線量が多くなるほどその出現率が高くなる傾向にあり、集積被曝線量が一四レムの労働者について、一般住民の五倍の値となっていることが認められる。しかし、染色体異常の出現頻度が、直ちに放射線に基づく障害の発生と結びつくと認めるまでの証拠はないこと、調査の対象とされた労働者は一一五名にとどまり、その統計的な意味には疑問の余地も残されているとみるべきである。
（ｄ）　ハンフオード原子力施設の労働者のがん死


（い）　甲ロ九によれば、ジョージ・ニールとアリス・スチュアートは、米国のハンフォード原子力施設で働き、原爆製造計画に携わってきた労働者の一九四四（昭和一九）年から七八（昭和五三）年までの間の四万四一〇一人の被曝と、一九四四年から八六（昭和六一）年までの間の死亡者九四四三人の死亡者のうちのがん死者との関係について分析したこと、その結果、ジョージ・ニールらは、低線量の被曝を含むいかなる線量の被曝であってもがん死のリスクがあり、右リスクが被曝年齢と正の相関があることが明らかになったとし、固形の腫瘍よりも白血病を引き起こしやすいとか、線量率が低い放射線の場合はがんになる割合が低くなるという考え方には賛同できないとしたことが認められる。
しかし、他方で、乙ロ九によれば、一九九四（平成六年）年、ＵＮＳＣＥＡＲは、右分析に対して、主に非標準的かつ不適切な統計手法を用い、死亡年齢、死亡した暦年、職業、雇用期間などを正しく考慮していないと指摘していることが認められる。
（ろ）　また、乙ロ一四によれば、マンクーソーらは、ハンフォード原子力施設で一九四四（昭和一九）年から七二（昭和四七）年までの間に死亡した一一三三六名の非被曝及び二一八三名の被曝男性労働者について、発がんと放射線被曝との関係の調査を行ったこと、その結果、累積線量とがん死亡率、特に肺、膵臓及び骨髄のがんによる死亡率との間に有意な関連が見い出されたとし、また、各種のがんの倍加線量（自然に発生する突然変異と同じ数の突然変異を発生させる放射線量）を算定すると、一ラド当たり、がん全体で八パーセント、膵臓がんで一四パーセント、肺がんで一六パーセント、リンパ系、造血系のがんで四〇パーセント、骨髄がん（骨髄性白血病及び多発性骨髄腫）で一二五パーセントの過剰ながんリスクに相当するものであるとしていることが認められる。
しかし、他方で、乙ロ一三によれば、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）内に設置された放射線影響に関する専門委員会は、一九七九（昭和五四）年、右マンクーソーらの調査について、被曝量が体外被曝のみで、体内被曝、医療被曝を考慮しておらず、また正規分布でないこと、がん死亡を死亡全体のパーセントで比較する方法を採っていること、死亡率の対照を米国の一九六〇年の統計から採っていること、多発性骨髄腫、膵臓がんの死亡が多いが、これは別の原因（例えば化学物質）を考えた方がよいこと、発がんまでの潜伏期が考慮されていないこと、被曝例の方が高年齢であり、したがってがんによる死亡が増える可能性があること、他の疫学者の結論と反対であることから、信用するに足りない旨批判していることが認められる。また、乙ロ一四によれば、米国科学アカデミー内の電離放射線生物影響委員会（ＢＥＩＲ委員会）は、一九八○（昭和五五）年、ＢＥＩＲ―Ⅲ報告書において、右調査について、右調査による多発性骨髄腫や膵臓がんのリスク推定値は論理的見地に立てば信じがたいほど高いものであり、この推定値によると、一般集団の中における多発性骨髄腫等の病因の中で自然放射線の役割がありそうもないほど大きなものとなってしまうこと、調査対象が少なく、明らかに統計的な力を欠いていることを指摘していることが認められる。
さらに、乙ロ一四によれば、マンクーソーらの報告が契機となって、多くの研究者によってハンフォード原子力施設の労働者に関する研究が行われたが、①サンダースは、被曝労働者の寿命は、彼らの兄弟姉妹の寿命よりも長命であり、しかも、右兄弟姉妹の寿命は非被曝労働者のそれよりも長かったとし、また、被曝した労働者達の間で、一九四四（昭和一九）年から七二（昭和四七）年の期間中のがん死者の累積被曝線量が、同時期における他の原因での死亡者あるいは生存者のそれより高いという傾向はないとしていること、②ミルハムは、同施設の労働者の多発性骨髄腫と膵臓がん、結腸がんによる比死亡率に有意な相異は見い出されていないとしていること、③マークスらは、二年間以上．ハンフォードに雇用され、その雇用が一九六〇（昭和三五）年一月以前にわたりている白人労働者七七二九名の累積線量に関して死亡割合を比較した結果、被曝線量と膵臓がん、多発性骨髄腫の発生率と間には有意な関連が認められるが、肺がんによる死亡率との間には有意な関連は認められないとしていること、④ハチソンらは、スチュアートとニールの死亡率分析を再現し、被曝線量と多発的骨髄腫、膵臓がんの発生率との間には統計的に有意な関連が認められるがその他すなわちがん全体や肺がん、骨髄性白血病、リンパ性白血病等との間には有意な関連は認められないとしていることが認められる。
（ｅ）オークリッジ国立研究所の職員のがん死
甲ロ一〇によれば、ウィングは、一九四三（昭和一八）年から七二（昭和四七）年までの間、米国テネシー州オークリッジ国立研究所に雇用されていた白人職員について、一九八四（昭和五九）年時点での生存者八三一八名、死亡者一五二四名の追跡調査を行ったこと、その結果、一九七七（昭和五二）年までの調査においては放射線とがんとの相関関係は見つからなかったが、体外放射線被曝後約二〇年に達するデータが蓄積された一九八四年の調査においては、潜伏期間を一〇年及び二〇年とした場合には、放射線と死亡のすべての原因との間には一レムあたり二・六八パーセント増、特にがん死亡率との間には一レムあたり四・九四パーセント増という相関関係がみられるとしたことが認められる。
しかし、他方で、乙ロ九によれば、ＵＮＳＣＥＡＲは、右調査結果に対して、右有意な関係は喫煙関連がんによるところが大きいことが明らかにされていると指摘していることが認められる。
（ｆ）スチュアートの見解乙ロ一一によれば、一九七〇（昭和四五）年、スチュアートとニールは、出生前の短期間に一ラドの放射線の被曝を受けた一〇〇万人の子供の中に、一〇歳以前に三〇〇から八○○の放射線発がんによる過剰死があるだろうと評価したことが認められる。
しかし、他方で、乙ロ一一によれば、米国放射線防護測定審議会（ＮＣＲＰ）は、一九七六（昭和五一）年、右超過発生は、胎児期に受けた低線量被曝に起因するというよりは、むしろ、放射線以外の要因による可能性があるとしていること、乙ロ一二によれば、ＩＣＲＰの一九八一（昭和五六）年会議において、トッター、マクファーソンらが、胎内被曝が小児がんの原因と結論するのは誤りであって、小児がんの発生にとって放射線以外の要因の方が重要であると指摘したことが認められる。
（ｇ）　プレストンとピアスの見解


甲一二によれば、一九八七（昭和六二）年九月、プレストンとピアスは、論文「原爆被曝者の線量推定方式の改定による炉ん死亡リスク推定値への影響」において、新しい線量評価システム（ＤＳ八六）に基づき、がんと白血病の死亡リスク評価を行い、中性子の生物学的効果比（ＲＢＥ）を一〇と仮定した場合の過剰相対リスク（ある線量の放射線によって増加した障害数を、もともとの障害発生数で除したもの。）を一〇〇レム当たり○・一六六としたこと、これをもとに日本人の致死がんの死亡リスクを計算すると、一〇〇万人レム当たり二八二○人、白血病死の死亡リスクは一〇〇万人レム当たり一二〇人、合計一〇〇万人レム当たり一七四〇人となることが認められる。
しかし、他方で、甲一二によれば、右論文は、一〇〇ないし二〇〇レムという高線量、高線量率の被曝に関するデータをもとにしたものであること、プレストンら自身も、高線量の被曝におけるリスクを基に低線量の被曝におけるリスクを検討する際に、種々の仮定を置いており、不確実性があること、低線量の被曝と発がんのリスクとの関係についてはほとんど推論できないことを指摘していることが認められ、右論文は低線量域においても線量とリスクが比例関係にあることを論証したものではない。
（ハ）　検討
右認定の事実によれば、原告らの主張には、相当程度の調査研究等の資料が存在するということができるが、他方、これらの資料に対しては、公的な機関や専門家によって疑問点が指摘されるなどしていることも認められる。また、乙ロ一〇によれば、清水由紀子、加藤寛夫、シュールは、一九八八（昭和六三）年、論文「寿命調査第一一報第二部　新線量ＤＳ八六における一九五〇年から八五年のがん死亡率」において、高線量の被曝で得られたリスク係数から低線量の被曝のリスクを外挿することはしばしば困難であるので、低線量の被曝で得られたリスク係数を全線量範囲で得られた係数と比較した結果、○・二グレイ（なお、「グレイ」は吸収線量であり、単純にレム等の単位に換算することはできないが、便宜換算すると、一グレイは約一〇〇レムに相当する。）未満では、リスク係数の増加はいずれのがん部位においても統計学的に有意ではないこと、対照群（○グレイ）の場合よりも統計学的に有意に高いがん死亡率が認められる昀低の線量範囲は、白血病以外の全部位のがん及び肺がんで○・一一から○・四九グレイ、白血病及び乳がんで○・五から○・九九グレイ、胃がんで一から一・九グレイ、結腸がんで二グレイ以上であるとしていることが認められ、しかも、乙ロ一によれば、ＩＣＲＰは、右報告書を検討した結果、統計学的に有意ながんの過剰は、九五パーセント信頼幅では、二〇レム以上の線量で認められ、それより低い信頼レベルでは、五レム程度の線量で認められるとし、それ以下のデータについては信頼性は認められないとしていることが認められる。
そして、乙ロ九によれば、ＵＮＳＣＥＡＲは、自然放射線の被曝による人体影響に関して、バックグラウンド放射線被曝の影響は、他の多くの致死がんに比べ、白血病の方がはるかに評価しやすいと考えられるところ、コネチカット州、日本、フランス、米国、スウェーデン、中国における研究では、白血病とバックグラウンド
放射線の間に有意な関連は認め
られないとしていること、乙二によれば、日本国内における自然放射線の地域差は約四〇ミリレムほどあるが、地域を相互に比較しても、晩発性障害等の発生率に有意な差はないことがそれぞれ認められる。
さらに、乙ロ六によれば、ＢＥＩＲ委員会が、一九九〇（平成二）年、ＢＥＩＲ―Ｖ報告書において、広島、長崎の原爆被曝者の子供に関する約七万五〇〇〇の出産（そのうち三万八○○○については、両親のどちらか一方が被曝している。）についての研究によれば、死産、出生時の体重、先天性異常、小児期の死亡率、白血病、性比のいずれについても被曝の影響は見られていないこと、被曝者の子供、対照群の双方について、①研究対象を一九四五（昭和二〇）年五月から五八（昭和三三）年の間に広島あるいは長崎で出生し、一方あるいは両方の親が爆心から二〇〇〇メートル以内にいた子供、②年齢及び性を一致させた集団で、一方の親が二五〇〇メートル以内にいて、他方の親が二五〇〇メートル以遠にいたかあるいは被曝していない集団、③年齢及び性を一致させた集団で両親ともに被曝していない集団に拡大したが、統計的に有意な差は認められないとしていることが認められる。そうすると、直ちに原告らの主張するように放射線被曝と晩発性障害等の発生との間にしきい値がないことを自然科学的な意味において断定することは困難である。
しかしながら、乙二及び乙ロ一によれば、低線量の被曝と晩発性障害等の発生との間の関係については、しきい値があるとする見解はほとんどなく、他方、しきい値がないものと断定する見解も有力ではなく、昀も有力な見解は、しきい値がないとまでは断定できないが、そう推定すべきであるとする見解ないしは放射線防護の観点からそう仮定すべきであるとする見解であることが認められる。そうすると、低線量域における被曝線量と晩発性障害等の発生との間の関係については、現在においても未だ十分に解明されていない状況にあり、自然科学的証明の問題としてこれを断定することは困難である。しかし、右のとおり放射線防護の観点等からしきい値がないものと推定ないし仮定するのが一般的な見解であると、統計的調査等は、その性質上収集できる対象は常に限定され、また、人間の生命、身体の被害に関しては実験が許されず、他の動植物による実験結果を人間に外挿することは科学的に限界があり、民事訴訟において通常要求される程度に証明することには困難が伴うといえること、放射線が人間の生命、身体に有害なものであることは明白な事実であり、放射線から保護されるべき利益は人の生命、身体という重大なものであること、人間の生理、病理、遺伝等に関してはいまだ解明されていない点も多いことなどに照らせば、法的な評価としては、右認定の事実からすれば、低線量域における被曝線量と晩発性障害等の発生との間の関係については、しきい値がないものと認めるのが相当である。
２　安全性の意義


前記（１、（一））のとおり、規制法二四条一項四号が規定する原子炉施設の安全性とは、放射性物質の有する危険性をいかに顕在化させないかという点にある。ここで、前記（１、（二））のとおり、放射線障害の発生にはしきい値がないと仮定すべきである一方で、弁論の全趣旨によれば、本件原子炉施設を含むすべての原子炉施設は、その通常の運転によっても不可避的にある量の放射性物質を環境に放出するものであることが認められるから、原子炉施設の運転は、常に、人の生命、身体に対する危険ないし害を伴うということができる。そうすると、同号にいう安全性がいかなる意味においても完全に放射線障害の発生を防止することをいうと解すると、同号の要件を満たすためには、原子炉施設が放射線を環境に全く放出しないものであることが必要となり、原子炉施設の設置は現実にはおよそ許容される余地がないことになる。しかしながら、人の生命、身体に対する害や、その危険性が絶対的に零でなければ社会においてその存在が認められないとするならば、原子炉施設のみならず、現代社会において受け入れられている科学技術を利用した各種の機械、装置施設等も、何らかの事故発生等の危険性を伴っている以上、その存在を許されないことになるが、人類はこのような科学技術を利用した各種の機械、装置、施設等の危険性が社会通念上容認できる水準以下であると考えられる場合には、その危険性の程度と科学技術の利用により得られる利益の大きさを考慮した上で、なお安全性を有するものとして利用している。そして、基本法一条は、原子力の研究、開発を推進することが将来におけるエネルギー資源の確保及び学術の進歩と産業の振興とを図ることとなり、人類社会の福祉と国民生活の水準向上とに寄与することになるとの考え方を明示しており、規制法も、原子炉の設置を一定の要件
の下に
許容することを当然の前提としているものと解される。したがって、規制法二四条一項四号のいう原子炉施設の安全性の確保とは、原子炉施設の有する潜在的危険性を顕在化させないよう、放射性物質の環境への放出を可及的に少なくし、これによる災害発生の危険性を社会通念上容認できる水準以下に保つことにあると解される。
３　高速増殖炉開発の公益性に関する主張について
原告らは、本件施設を含む高速増殖炉開発は非経済的である旨主張し、右主張は、規制法二四条一項四号の安全性か、又は本件許可処分の違法性の重大性において、裁判所の判断の対象となると主張する。これに対して、被告は、高速増殖炉の経済性そのものは、安全性とは関係しないから、原子炉設置許可に係る安全審査の対象とはならず、本件訴訟の審理の対象とはならない事項であると主張している。この点、右２のとおり、規制法二四条一項四号のいう原子炉施設の安全性の確保とは、人の生命、身体に対する害や、その危険性が絶対的に零であることではなく、その危険性の程度と科学技術の利用により得られる利益の大きさを共に考慮に入れた上で、原子炉施設の有する潜在的危険性を顕在化させないよう、放射性物質の環境への放出を可及的に少なくし、これによる災害発生の危険性を社会通念上容認できる水準以下に保つことにあることをいう。そうすると、経済性というかはともかく、本件原子炉施設の利用により得られる利益の大きさ（以下便宜「有益性」という。）は、安全性の判断における一つの要素となることを否定できないというべきである。
もちろん、原子炉施設の運転に伴う放射線の環境への放出による危険ないし損害は、人の生命、身体の安全という昀大限の尊重を必要とする重大な法益に対するものであるから、原子炉施設の運転によって得られる利益と単純に金銭的に比較衡量すべきものではなく、人の生命、身体に対する危険性は、社会通念上容認できる水準以下、すなわち社会的にその影響を無視することができる程度まで低いものであることが当然に要求され、原子炉施設の有益性を理由としてこれを超える危険を正当化することは許されないというべきである。したがって、「有益性」は、人の生命、身体に対する危険が社会通念上無視できる程度まで低いものであるとしても、それは零ではない以上、この危険をもたらす活動には、右危険を超えるだけの有益
性が要求されるという
限りにおいて、安全性の判断に含まれるものと解するべきである。このように、本件原子炉施設においても、安全性の一つの要素として、有益性が要求されると解するべきであるが、人の生命、身体に対する危険が許されるのは、それが社会的にその影響を無視することができる程度まで低いものに限られるから、求められる有益性は、右の程度の危険をもたらす活動を正当化するものであることが必要であり、また、それで足りるというべきである。これを本件原子炉施設についてみるに、前記（第二章第二）のとおり、本件原子炉施設は、高速増殖炉の開発の第二段階に位置づけられる「高速増殖原型炉」であり、将来高速増殖炉を実用化して電力供給の用に供することを目的として、その研究のために設置運転されるものであって、電力源の開発という有益性を有することは明らかであり、この程度の有益性があれば、社会的にその影響を無視することができる程度の危険性を正当化するには十分であって、これ以上に、本件原子炉施設ないし高速増殖炉の発電コストが経済的に見合うものであるかどうかや、他の合理的なエネルギー供給の方法があるかどうか等の点を検討する必要はないというべきである。
四　本件安全審査の基本的な考え方と審査内容
争いのない事実並びに乙九及び乙一四の三によれば、本件安全審査の基本的な考え方と審査内容について次のとおりと認められる。
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ている。そして、具体的には、①立地条件（立地条件に係る安全性）、②安全設計、③平常運転時の被曝評価（平常運転時における安全性）、④各種事故等の検討（事故防止対策に係る安全性）、⑤立地評価（公衆との離隔に係る安全性）の五項目について審査した。これについてその基本的な考え方と審査内容をみると、次のとおりである。
１　立地条件（立地条件に係る安全性）
原子炉施設は、その自然的立地条件との関連において十分安全に設置されることが必要である。この基本的考え方に則り、本件安全審査においては、地盤、地震、気象、海象等が審査されたが、このうち、地盤及び地震については、次の事項を重点的に審査した。
（一）　本件敷地の地盤は、本件原子炉
施設に損傷を与えるような大規模な地滑りや山津波を発生するおそれはないか。本件敷地の地盤のうち、原子炉施設の支持地盤は、その施設を支持する上で十分な地耐力を有すると共に、地震による地盤破壊や荷重による不等沈下を起こすおそれはないか。


（二）　本件敷地周辺において将来発生することがあり得るものと考えるべき地震が、過去の地震歴等から適切に選定されているか。これらの地震が原子炉敷地に及ぼすと考えられる影響を十分吟味した上で、原子炉の敷地基盤における設計用基準地震動が十分安全余裕をもって設定されているか。
（三）　この設定された設計用基準地震動に対しても工学的、技術的見地からみて、申請の対象となる本件原子炉施設について、十分安全余裕のある耐震設計を講ずることができるか。
２　安全設計
原子炉施設の安全設計においては、まず、その平常運転時において、原子炉施設に起因する放射線による周辺公衆の被曝を法令で定める許容被曝線量以下とし、かつ、これを合理的に達成できる限り低く保つという考え方（以下、ＡＬＡＲＡの考え方という。）に基づき、これを十分に下回らせることが必要であり、また、多重防護の考え方に基づき、事故防止対策として適切な措置を講じることが必要である。この基本的考え方に則り、本件安全審査においては、次の諸点を審査した。（一）　平常運転時における被曝低減対策としての安全設計（１）　本件原子炉施設の平常運転時において、放射性物質が一次冷却水中に現れるのを極力防止し得るよう適切な対策が講じられているか否か。（２）　本件原子炉施設の平常運転時において、一次冷却水中に現れた放射性物質を処理し、管理し得るよう適切な対策が講じられているか否か。（３）　本件原子炉施設の平常運転時において、周辺環境に放出される放射性物質については、これを適切に監視することとされているか否か。
（二）　事故防止対策としての安全設計
（１）　異常の発生防止
（イ）　燃料の核分裂反応を安定的に制御することができるようになっているか否か。
（ロ）　燃料は、熱的機械的・化学的影響によって、その健全性（換言すれば、安全確保上期待されている放射性物質の閉じ込め機能）が損なわれることのないように十分安全余裕のあるものとなっているか否か。
（ハ）　圧カバウンダリは、機械的・化学的影響によって、その健全性が損なわれ
ることのないように十分安全余裕のあ
るものとなりているか否か。
（ニ）　右以外の関連設備は、燃料及び圧カバウンダリの健全性を損なうような異常状態の発生を防止し得るよう十分安全余裕のある性能や強度等を有するものとなっているか否か。
（２）　異常事故の拡大及び事故への発展の防止
（イ）　燃料及び圧カバウンダリ並びにこれらの健全性の確保に関連する諸設備は、軽微な異常状態が発生した場合に、所要の措置がとれるように、その異常状態を早期にかっ確実に検知し得ることとなっているか否か。（ロ）　燃料及び圧カバウンダリの健全性の確保に関連する諸設備に発生した異常状態が大きなものである場合等、その異常状態に対し迅速な措置を講じなければ燃料及び圧カ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は、燃料及び圧カバウンダリを損傷させないように原子炉緊急別停止装置等の安全保護設備が設置ざれることとなっているか否か。
（ハ）　燃料及び圧カバウンダリの損傷を防止するために設置される安全保護設備等は、いずれも確実にその機能を発揮し得るものとなっているか否か。
（３）放射性物質の異常放出の防止
（イ）　圧カバウンダリを構成するいかなる配管の破断を想定しても、放射性物質の外部への異常な放出を防止するため、非常用炉心冷却設備、格納容器等の工学的防護機構が設置されることとなっているか。
（ロ）　放射性物質の外部への異常な放出を防止するために設置される工学的防護設備は、いずれも確実にその機能を発揮し得るものとなりているか。３　平常運転時における公衆の被曝線量評価（平常運転時における安全性）２において審査した平常運転時における安全性を確保するための安全設計の妥当性を確認するために、申請者が、本件原子炉施設の平常運転時において、環境に放出される放射性物質及び本件原子炉施設の内部にある放射性物質に起因する周辺公衆の被曝線量は、法令で定める「公衆の許容被曝線量以下となり、ＡＬＡＲＡの考え方に基づき、これを十分に下回るようになっているかについて行った解析を審査、評価した。
４　各種事故の検討（事故防止対策に係る安全性）
２において審査した事故防止対策に係る安全性を確保するための安全設計の妥当性を確認するために、申請者が、「運転時の異常な過渡変化、「事故」「技術的には起こるとは考えられない事象」とに分けて各種の異常事態を想定してこれについ
て行った解析を審査、評価
した。
５　立地評価（公衆との離隔に係る安全性）
原子炉施設は、現実には起こるとは考えられない万一の事故を想定した場合であっても周辺公衆の安全が確保し得るよう、その工学的防護設備との関連において、十分に公衆から離れていることが必要である。この基本的考え方に則り、本件安全審査においては、次の諸点を審査する。
（一）　重大事故（敷地周辺の事象、原子炉の特性い工学的防護設備等を考慮、技術的見地からみて、昀悪の場合には起こるかもしれないと考えられる重大な事故）の発生を仮定した場合において、そこに人が居続けるならば、その人に放射線障害を与えるかもしれないと判断される距離までの範囲が非居住区域となっているか。（二）　仮想事故（重大事故を超えるような技術的見地からは起こるとは考えられない事故）の発生を仮想した場合においても、何らの措置も講じなければ、その範囲にいる公衆に著しい放射線災害を与えるかもしれないと判断される距離までの範囲内であって、非居住区域の外側の地帯が、低人ロ地帯となっているか。（三）　仮想事故の発生を仮想した場合に、全身被曝線量の積算値（集団中の一人一人の被曝線量の総和）が、国民遺伝線量の見地から十分受け入れられる程度に小さな値になるような距離だけ、その敷地が人ロ密集地帯から離れているかどうか。
第二　本件安全審査の具体的審査基準
一　本件安全審査に用いられた審査基準等
乙四、乙九及び乙一四の三によれば、本件安全審査に用いられた審査基準等は次のとおりと認められる。
１　本件安全審査に用いられた審査基準
①　「原子炉立地審査指針及びその適用に関する判断のめやすについて」（昭和三九年五月二七日原子力委員会決定、以下「立地審査指針」という。）②　「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」（昭和五五年一月六日原子力委員会決定、以下「評価の考え方」という。）


③　「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針について」（昭和五七年一月二八日原子力安全委員会決定、以下「気象指針」という。）④　「プルトニウムを燃料とする原子炉の立地評価上必要なプルトニウムに関するめやす線量について」昭和五六年七月二〇月原子力安全委員会決定、以下「プルトニウムに関するめやす線量について」という。）
⑤　「許容被曝線量等を定める件」（昭和三五年九月三〇日科学技術庁告示第二一号）
２　参考として用いられた指針
⑥　発電用軽水型
原子炉施設に関する安全設計審査指針について」（昭和五二年六月一四日原子力委員会決定、以下「安全設計審査指針」という。）
⑦　「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（昭和五三年九月二九日原子力委員会決定、以下「安全評価審査指針」という。）⑧　「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量自標値に対する評価指針について」（昭和五一年九月二八日原子力委員会決定、以下「線量評価指針」という。）⑨　「発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針」（昭和五三年九月二九旧原子力委員会決定）
⑩　「発電用軽水型原子炉施設の火災防護に関する審査指針について」（昭和五五年一一月六日原子力安全委員会決定）
⑪　「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針について」（昭和五六年七月二〇日原子力安全委員会決定、以下「耐震設計審査指針」という。）⑫　「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針について」（昭和五六年七月二三日原子力安全委員会決定）⑬　「「我が国の安全確保対策に反映させるべき事項」について三一昭和五六年七
月二三日原子力安全委員会決定」
⑭　「「我輝国の安全確保対策に反映させるべき事項について（審査、設計及び運転管理に関する事項一）へ昭和五五年六月二三日原子力安全委員会決定」⑮　「「放射性液体廃棄物処理施設の安全審査に当たり考慮すべき事項ないしは基本的な考え方」について」（昭和五六年九月二八日原子力安全委員会決定）⑯　「被曝計算に用いる放射線エネルギー等について」（昭和五○年一一月一九日決定）
⑰　発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被曝線量評価につい
て」（昭和五二年六月一七日決定）
⑱　「原子力発電所の地質、地盤に関する安全審査の手引き」（昭和五三年八月二三日決定）
二　具体的審査基準の合理性
１　具体的審査基準の合理性
右本件安全審査において用いられた審査基準、参考として用いられた指針（以下これらを包括して「具体的審査基準」という。）は、「許容被曝線量等を定める件」を除いて、いずれも合理的であり妥当なものと認められる。すなわち原子炉の安全性を確保するためには、前記（第一、四）のとおり、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
が確保されることが必要であり、本件安全審査においては、①立地条件に係る安全性、②安全設計、③平常運転時における安全性、④事故防止対策に係る安全性、⑤公衆との離隔に係る安全性について審査しているが、審査事項①については一に挙げた①ないし⑱の各具体的審査基準のうち、②、⑥、⑪、⑬、⑭及び⑱が、審査事項②ないし④については、具体的審査基準②ないし⑩及び⑫ないし⑰が、審査事項⑤については、具体的審査基準①、④、⑧、⑨、⑫及び⑯がそれぞれ具体的審査基準となることになり、これらの審査基準は各審査事項について審査するのに十分なものと認められ、その内容についても、「許容被曝線量等を定める件」を除いては、格別、不合理な点があるとは認められない。
２　「許容被曝線量等を定める件」について
（一）　「許容被曝線量等を定める件」は、公衆の被曝線量を具体的数値により計算した場合に、右線量が社会的にその影響を無視することができる線量と解されている公衆の許容被曝線量を下回ること、さらに合理的に達成できる限り低く保つよう設計上の対策が講じられていることを確認するために用いられる「公衆の被曝許容線量を定め、また、これを合理的に達成できる限り低く保つこと（ＡＬＡＲＡの考え方）を要求している。これは、いずれも世界で昀も支配的かつ妥当な数値として採用され続けていると認められる国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）の一九五八（昭和三三）年勧告を尊重したものである（当事者間に争いがない。）。（二）　ところで、乙ロ一、乙ロ三及び乙ロ五によれば、ＩＣＲＰは、一九六五（昭和四〇）年及び一九七七（昭和五二）年の勧告においては、放射線作業従事者に対する線量当量限度を一年間につき五レム、公衆に対する線量当量限度を一年間につき○・五レム（ただし、生涯線量当量限度は、年当たり○・一レム）としていたが、一九八五（昭和六〇）年のパリ声明において、公衆に対する実効線量当量限度につき、主たる限度を一年間につき○・一レムとし、生涯にわたる平均の年線量が主たる限度を超えない場合、数年にわたって許される補助的限度として一年間につき○・五レムとし、従来の勧告においては、主たる限度を一年間につき○・五レムとしていたのを、一年間につき○・一レムと改めたこと、一九九〇（平成二）年の勧告においては、実効線量当量限度の用語に変えて、実効線量限度及び等価線量
の用
語を導入し、臓器毎の荷重係数についても見直しを行って詳細に定めたが、公衆に対する実効線量限度の勧告値については、一年間につき○・一レムから変更されてないことが認められる。


（三）　そして、これを受けて、我が国でも、現在では、「許容被曝線量等を定める件」を改廃し、「線量当量限度を定める件」（昭和六三年七月二六日科学技術庁告示第二〇号）三条が、「公衆の許容被曝線量」につき、実効線量当量で一年間につき○・一レムとし、更にＡＬＡＲＡの考え方の要件を定めている。（四）　そうすると、現在においては、「許容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」は妥当性を失い、現在妥当性を有するのは「線量当量限度を定める件」のそれというべきである。
そこで、具体的審査基準の合理性と本件許可処分の規制法二四条一項四号適合性との関係について検討するに、本件安全審査の具体的審査基準が規制法二四条一項四号の趣旨に照らして合理的かつ妥当なものであり、かつ、本件原子炉施設が、右審査基準に適合するものであれば、本件安全審査における調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落はなく、本件許可処分は適法であるということができる。
他方、具体的審査基準が同号の趣旨に照らして合理的かつ妥当なものといえない場合には、右審査基準に基づいてされた本件安全審査に過誤があるとされる場合がありうることになるが、その場合であっても、同号の趣旨に適合する合理的かつ妥当な具体的審査基準に基づいて本件安全審査が行われたとしても、安全審査の結論に差異がないと認められる限り、なお本件安全審査における調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落はないというべきである。したがって、「許容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」が妥当性を失ったことをもって本件安全審査が直ちに合理性を失うと解するべきではなく、「線量当量限度を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」である一年間につき○・一レム及びＡＬＡＲＡの考え方の要件に照らしても、本件安全審査の結論に差異がなく、本件安全審査における調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落はないかどうかを検討すべきである。そこで、この判決においては「線量当量限度を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」及び
ＡＬＡＲＡの考
え方の要件に基づいて本件安全審査の妥当性を検討することとする。（五）　なお、乙四によれば、「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針について」（昭和五〇年五月一三日原子力委員会決定）において、放射性希ガスからのガンや線による全身被曝線量及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被曝線量の合計値については年間五ミリレム（○・○〇五レム）、放射性よう素に起因する甲状腺被曝線量については年間一五ミリレム（○・〇一五レム）の線量目標値が定められていることが認められる。この数値は、本件安全審査が公衆の被曝線量を合理的に達成できる限り低く保つよう設計上の対策が講じられていることを確認したことの妥当性を検討する際の参考となる数値であるといえる。
三　原告らの主張について
１　「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」について原告らは、本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性についての具体的審査基準である「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」に示されている「めやす線量」は、「許容被曝線量等を定める件」ないし「線量当量限度を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」より大きな線量であり、不当である旨主張する。
しかし、「めやす線量」は、あくまでも本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性を判断するための一方法として、その判断の際に目安として用いられる線量であって、公衆にその線量値までの被曝を許容するものとしての前記「公衆の許容被曝線量」とはその意義を異にするものであるから、原告らの主張は理由がない。
２　「評価の考え方」について
（一）　「炉心崩壊事故」などの「シビアアクシデント」について原告らは、「評価の考え方」において、ＬＭＦＢＲの安全評価について「炉心崩壊事故」などの「シビアアクシデント」が評価の対象とされていないことは不当である旨主張する。
この点、「シビアアクシデント」とは、「設計基準事象」を大幅に超える事象であって、安全設計の評価上想定された手段では適切な炉心の冷却又は反応度の制御ができない状態であり、その結果、炉心の重大な損傷に至る事象をいうこと、「シビアアクシデント」の重大さは、炉心の損傷の程度や格納施設の健全性の喪失の程度によるものとされていること、軽水炉において、ＴＭＩ事故やチェルノブイリ事
故を契機に、放射性物質の周辺


環境中への放出を抑制する昀後の砦である原子炉格納容器の加圧破損の防止という問題が一躍重要視されるようになり、米国を中心として、我が国や欧州諸国等において、アクシデントマネージメント、すなわち「シビアアクシデント」への拡大防止対策及び「シビアアクシデント」に至った場合の影響緩和対策を検討する目的の下に「シビアアクシデント」に関する様々な研究、検討が進められた結果、「シビアアクシデント」の対策としてアクシデントマネージメントが有効であることが認識されるところとなっていることは、当事者間に争いがない。しかし、「評価の考え方」は、多重防護の思想に基づき厳格な安全確保対策が講じられていることを確認することを要求しており、これが確認されれば、「シビアアクゲント」が発生しないことが確認されたといえるのであるから、それ以上に「評価の考え方」が「シビアアクシデント」を評価の対象としていないことをもって、審査基準として不合理であるということはできない。また、乙イ七・九九二頁によれば、我が国においては、「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて」（平成四年五月二八日原子力安全委員会決定）によって、アクシデントマネージメントの有効性が指摘され、その実施が勧告されていることが認められるが、右勧告は、我が国の軽水炉の安全性は、現行の安全規制の下に、多重防護の思想に基づき厳格な対策を講じることによって十分確保されているとした上で、シビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについては、その整備を原子炉設置者において自主的に行うこととし、原子炉設置許可の際の安全審査の対象とはしていないのである。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（二）　「技術的には起こるとは考えられない事象」について原告らは、「評価の考え方」は、ＬＭＦＢＲの運転実績が僅少であることにかんがみ、「「事故」より更に発生頻度は低いが結果が重大であると想定される事象（本件許可申請において「技術的には起こるとは考えられない事象」）」について、その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において十分に評価を行い、放射性物質の放散が適切に抑制されることを確認することを要求しているが、右概念は根拠を欠いた不当なものである旨主張する。
しか
し、乙イ七・六六五頁及び乙ニ四の一（証人Ｐ２調書）七ないし九頁によれば、「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価は、「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価によって、本件原子炉施設蜘の事故防止対策に係る安全設計の妥当性を確認した上で、更に、ＬＭＦＢＲの運転実績が僅少であることにかんがみ、「事故」より更に発生頻度は低いが結果が重大であると想定される事象について、その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質の放散が適切に抑制されること、すなわち、本件原子炉施設の安全裕度を確認することを目的とするものと認められ、根拠を欠くものとはいえない。また、具体的な事象選定基準は定められていないが、評価の目的に照らして事象を適切に選択することは十分可能であると認められるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
３　「許容被曝線量等を定める件」ないし「線量当量限度を定める件」とＩＣＲＰ
の勧告について
（一）　原告らの主張
原告らは、「許容被曝線量等を定める件」ないし「線量当量限度を定める件」の基礎となったＩＣＲＰの勧告する公衆に対する許容線量（ここでは、線量当量限度、実効線量当量限度・実効線量限度等の総称として用いる。）は昀近の、研究成果により低線量や微量線量の影響についての知見が一層詳細になっているのに、これが反映されておらず、何ら根拠のないものとなっている、また、ＩＣＲＰの勧告は原子力企業の利益を偏重した不合理なものであるなどと主張するので、以下、ＩＣＲＰの勧告の概要を検討した上で、原告らの主張について判断を示すこととする。
（二）　ＩＣＲＰ勧告の概要
乙ロ一、乙ロ三及び乙ロ五並びに弁論の全趣旨によれば、ＩＣＲＰ勧告の概要について次のとおりと認められる。
（１）　ＩＣＲＰは、一九二八（昭和三）年に、第二回国際放射線医学会議によって、「国際エックス線及びラジウム防護委員会」として創立され、その後、放射線利用の多様化や原子力開発利用の進展により、急速に拡大する放射線防護の分野を一層効果的に網羅するため、一九五〇（昭和二五）年に国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）と改称され、現在に至っている。ＩＣＲＰは、世界保健機構（ＷＨＯ）及び国際原子力機関（ＩＡＥＡ）と公的な関係を有すると供に、国際連合原子放射線
の影響に関する科学委員会（ＵＮＳ
ＣＥＡＲ）、経済協力開発機構原子力機関（ＯＥＣＤ／ＮＥＡ）等と協力関係を有している。
（２）　ＩＣＲＰは、一九二八（昭和三）年に昀初の報告書を刊行し、一九五〇（昭和二五）年の組織改正以降は、一九五八（昭和三三）年、一九六四（昭和三九、ただし刊行の年。）年、一九六五（昭和四〇）年、一九七七（昭和五二）年及び一九九〇（平成二）年に一般勧告を行ってきたが、その間も、昀新の科学的知見に基づいて基本的勧告の修正、拡大を続けていると共に、より専門的な問題についての報告を、一般勧告の中間に公表している。
（３）　ＩＣＲＰは、勧告を行うに当たって、低線量放射線被曝と晩発性障害及び遺伝的障害の発生に関するしきい値の存否について、しきい値の存在を積極的に肯定する知見がないので、どのような低い線量でも白血病その他の悪性腫瘍を含む身体的障害及び遺伝的障害を発現させる危険があるという慎重な仮定をするという方針が放射線防護の基礎として昀も合理的であるとして、しきい値の不存在を仮定している。


そして、その上で、被曝をもたらす活動から得られる利益を考慮すると共に、他の職業上ないし日常生活におけるリスクとの比較をしつつ、社会的に容認又は正当化し得る線量の限度を提供している。（４）　前記（二、２、（ニ））のとおり、ＩＣＲＰは、一九六五（昭和四〇）年及び一九七七（昭和五二）年の勧告においては、放射線作業従事者に対する線量当量限度を一年間につき五レム、公衆に対する線量当量限度を一年間につき○・五レム（ただし、生涯線量当量限度は、年当たり○・一レム）とした。更に、一九八五（昭和六〇）年のパリ声明においては、公衆に対する実効線量当量限度につき、主たる限度を一年間につき○・一レムとし、生涯にわたる平均の年線量が主たる限度を超えない場合、数年にわたって許される補助的限度として一年間につき○・五レムとした。そして、平成二（一九九〇）年勧告では、公衆に対する実効線量限度を○・一レムとした。これを詳細にみるに、一九七七（昭和五二）年勧告において、ＩＣＲＰは、「委員会が以前に勧告した線量当量限度は二〇年以上にわたって使われてきた。それは国際的に広く使われ、多くの国及び地域において法律の中に組み入れられてきた。更に、委員会が勧告した線量制限体系が、十分なレベルの安全を保つことに失敗したことを示す証拠は何もない。しかし、委員会
は、線量当量限度のレベルをいくらかでも変える必要があるかどうかを決定するために、委員会の線量当量限度を現在の知識に照らして見直すことが適切と考える。」と述べた上で、放射線誘発がんに関する死亡のリスク係数は、男女及び総ての年齢の平均値として一レム当たり約一万分の一であると仮定し、公衆の個々の構成員の容認できるであろう死亡リスクを年当たり一〇万ないし一〇〇万分の一とすると、そのためには、公衆の個々の構成員の生涯線量当量を一生涯を通して年当たり○・一レムの全身被曝に相当する値に制限すればよく、ＩＣＲＰの勧告値である一年間につき○・五レムという全身線量当量限度は、これを決定グループに適用したとき、これと同程度の安全を確保することが分かっているので、長期間にわたって高線量率で被曝する人々には右の年当たり○・一レムという生涯線量当量を適用すること等の条件のもとに、右勧告値を維持するとしている。そして、一九八五（昭和六〇）年のパリ声明において、ＩＣＲＰは、公衆に対する実効線量当量限度につき、主たる限度を一年間につき○・一レムとするが、生涯にわたる平均の年線量が主たる限度を超えない場合、数年にわたって許される補助的限度として一年間につき○・五レムとし、従来の勧告においては、主たる限度を一年間につき○・五レムとしていたのを、一年間につき○・一レムと改めた。その後、一九九〇（平成二）年勧告において、ＩＣＲＰは、実効線量当量限度の考え方を改め、実効線量限度及び等価線量の用語を導入し、臓器毎の荷重係数についても見直しを行って詳細に定めると共に、作業者に対する実効線量限度の勧告値について、従来、一年間につき五レムであったのを、五年平均で一年間につき二レム（ただし、いずれの一年間においても五レムを限度とする、）と改めているが、公衆に対する実効線量限度の勧告値については、一年間につき○・一レムのまま変更されていない。
このように、ＩＣＲＰの勧告は、常に再検討が加えられてきており、公衆に対する許容線量（一九七七（昭和五二）年の勧告では線量当量限度、一九八五（昭和六〇）年の勧告では実効線量当量限度、一九九〇（平成二）年の勧告では実効線量限度であるが、すべて「許容線量」と表記する。）値としては、一九八五（昭和六〇）年のパリ声明が出される以前は年間○・五レムとされてきたが、パリ声明以降
は年間○・一レ
ムとされている。
（５）　ＩＣＲＰは、許容線量の勧告をすると同時に、被曝線量と晩発性障害及び遺伝的障害の発生との間にしきい値がないと仮定する以上、いかなる被曝でもある程度の危険を伴うことになることを前提として、同時に被曝線量をできる限り少なくするべきであるとの勧告を行ってきた。ただし、その文言には変遷があり、一九五八（昭和三三）年の勧告では、「すべての線量を実行可能なかぎり（いわゆるＡＬＡＰ）低く保つべきこと、及び、どんな不必要な被曝もすべて避けるべきであることを強く勧告する。」とされていたのが、一九六五（昭和四〇）年の勧告では、「いかなる不必要な被曝も避けるべきであること、並びに、経済的及び社会的な考慮を計算に入れた上、すべての線量を容易に達成できる限り低く（いわゆるＡＬＡＲＡ）保つべきであることを勧告する。」とされ、一九七七（昭和五二）年の勧告では、「すべての被曝は、経済的及び社会的な考慮を計算に入れながら、合理的に達成できる限り低く保つべきであることを勧告する。」とされた。
（三）　原告らの主張の検討
（１）　ＩＣＲＰ勧告の表現の変遷
原告らは、ＩＣＲＰは被曝線量をできる限り少なくするべきであるとの勧告を行ってきたが、その表現が徐々に緩やかなものに変遷しているのは（「可能な」から「実効可能な」へ、さらに「容易に達成できる」から「合理的に達成できる」へ）、ＩＣＲＰが原子力商業利用の開始と共に変質し、原子力産業の要請に合わせる方向を取り始めたことを示すものであるから、合理性を欠くものである旨主張する。


しかし、乙ロ四によれば、このような文言の変遷の背景には、放射線及び原子力利用の拡大とそれに伴う放射線防護、管理の経験の積み重ねの結果、当初の定性的な表現では、解釈にある程度の困難が生じたため、同じ目的を持つより定量的な表現を望む要求が出たことがあり、表現が変わってもその意図は同一であることが認められるから、原告らの主張はその前提を欠くものである。（２）　確率的影響のうち致死がんの確率係数について原告らは、ＩＣＲＰは、確率的影響のうち致死がんの確率係数が、全集団で一レム当たり一万分の五であるという仮定に基づいて、公衆の許容線量値を勧告しているが（一九九〇（平成二）年の勧告）、広島、長崎の原爆被曝線量の再評価等によって、右リスク係数が誤りであることが明らかになったから、ＩＣＲＰの公衆の許容線量についての勧告値の妥当性は失われた旨主張する。また、原告らは、ＩＣＲＰの勧告においては、低線量・低線量率の被曝における右確率係数について、高線量・高線量率の被曝における観察から直接に得られるリスク係数に、線量・線量率降下係数（ＤＤＲＥＦ係数）として二を採用してこれで除しているが、右係数は何らの根拠もなく導き出されたものであり、不当に低線量・低線量率の被曝における確率的影響のリスクを低く見積もったものである旨主張する。そこで検討するに、乙ロ一及び弁論の全趣旨によれば、ＩＣＲＰは、一九九〇（平成二）年の勧告において、確率的影響のうち致死がんの確率係数として、それまでの一レム当たり一万分の一から、一レム当たり一万分の五に引き上げたが、この計算に当たり、ＤＤＲＥＦ係数として二を採用し、右係数の数値の選択についてはやや恣意的であり、多分に保守的かもしれないとしていることが認められる。ところで、甲一一、甲一二及び甲ロ三によれば、一九八○（昭和五五）年ごろから、米国のローレンス・リバモア国立研究所（ＬＬＮＬ）及びオークリッジ国立研究所（ＯＲＮＬ）の研究員らにより、それぞれ、広島、長崎の原爆被曝者の放射線被曝線量の推定の見直し作業が行われるようになり、その結果、その線量は、同研究所が一九六五（昭和四〇）年に発表した従来の線量評価システム（丁六五Ｄ）に比べて大幅に低いことが判明したこと、これを受けて、一九八一（昭和五六）年以降日米両国に線量再評価検討委員会が設置された後、一九八三（昭和五八）年には、広島、長崎原爆放射線量の再評価に関する合同委員会が設置され、一九八六年三月、日米合同の上級委員会において、新しい線量評価システム（ＤＳ八六）が承認されたこと、これによると、丁六五Ｄと比較して、広島ではガンマ線が二ないし三・五倍に増加する一方、中性子線は一〇分の一に減少し、長崎ではガンマ線はほとんど変化がなかったが、中性子線は二分の一ないし三分の一に減少したことが認められる。
また、前記（第一、三、１、（二）、（６）、（ロ）、（ｇ））のとおり、一九八七（昭和六二）年九月、プレストンとピアスは、論文「原爆被曝者の線量推定方式の改定によるがん死亡リスク推定値への影響」において、右ＤＳ八六に基づき、がんと白血病の死亡リスク評価を行い、中性子の生物学的効果比（ＲＢＥ）を一〇と仮定した場合の過剰相対リスクを一〇〇レム当たり○・六六としたこと（これをもとに計算した日本人の致死がんの死亡リスクは、一〇〇万人レム当たり一六二○人、白血病死の死亡リスクは一〇〇万人レムあたり一二〇人、合計一〇〇万人レム当たり一七四〇人となる。）こと、甲ロ一四によれば、一九八八（昭和六三）年五月、清水由紀子らは、ＤＳ八六を用いて確率的影響のうち致死がんのリスク評価を行い、がん死のリスクとして一〇〇万人レムあたり一三○○人のがん死と発表したこと、甲イ一七一によれば、一九八八（昭和六三）年、ＵＮＳＣＥＡＲは、確率的影響のうち致死がんのリスクを、一〇〇万人レムあたり、絶対モデルで四〇〇から五〇〇人、相対モデルでは七〇〇人から一一〇〇人とし、また、一九九〇（平成二）年、ＢＥＩＲはへＢＥＦＲ―Ｖ報告書において、確率的影響のうち致死がんのリスクを、相対モデルで一〇〇万人レムあたり八八五人としたこと、甲ロ一七によれば、一九九二（平成四）年、英国放射線労働者全国登録（ＮＲＲＷ）のデータによると、がん及び白血病のリスク推定値は、統計的不確かさが大きいとされるが、ＩＣＲＰの一〇〇万人レムあたり四〇人（白血病）及び四〇〇人（がん）というリスク推定値の約二倍となっていること、乙ロ一五によれば、ロットブラットは、一九七八（昭和五八）年、「放射線業務従事者に対するリスク」と題する論文において、すべてのがん死に対するリスクとして、一〇〇万人レムあたり八○○人としていること（なお、これは、広島原爆被曝者の放射線誘発リスクを求めるに当たり、いくつかの単純な仮定のもとで、平均線量を評価することができることから、これにより一レムあたり二四〇×一〇マイナス六乗であるとした上で、この高い値の信頼性は、本当は早期に広島に入っていないのに、放射線被曝の犠牲者に与えられた追加的な利益を受けるために嘘の主張をした人々がいたことから、幾つかの報告された白血病の症例が誤っているということに照らして疑問もあるが、白血病がまれであることを考えると、多くの人々がもっともらしく聞こえる嘘の主張したということはありそうもなく、もし、三分の一が嘘のケースだとすると、そのリスクファクタは一レムあたり一六○×一〇マイナス六乗になるとした上で、全体のリスクは白血病の五倍であるという原子放射線の影響に関する国連科学委員会が示唆した手順に従


い、この数字に五を乗じれば、ＩＣＲＰが勧告した一レムあたり一〇〇×一〇マイナス六乗の八倍に当たる一レムあたり八○○×一〇マイナス六乗の全体リスクファクタが得られるとしているものである。）が、それぞれ認められる。また、甲ニ一の一（証人Ｐ１３調書一）一一丁表及び甲ニ一の二（証人Ｐ１３調書二）一丁表には、ＤＳ八六により、確率的影響のうち致死がんのリスクは一〇〇万人レムあたり一〇〇〇人であるという認識が得られた旨の証言がある。しかし、他方で、甲一二によれば、プレストンとピアスの論文に対しては、前記（第一、三、１、（二）、（６）、（ロ）、（ｇ））のとおり、低線量域においても線量とリスクが比例関係にあることを論証したものではないと認められること、甲ロ一七によれば、ＮＲＲＷのがん及び白血病のリスク推定値に対しては、統計的不確かさが大きいとされていること、乙ロ一五及び乙ロ一六によれば、ロットブラットの見解に対しては、白血病による死亡のリスクを推定する方法や根拠となる具体的データが全く明示されていない上、一九七七（昭和五二）年ＵＮＳＣＥＡＲ報告書における数値を引用するに当たり、自己の結論に有利な数値のみを示しており、九〇パーセント信頼値を無視しているとの批判がされていることがそれぞれ認められる。また、前記（第一、三、１、（二）、（６）、（ハ））のとおり、放射線被曝と晩発性障害等の発生との間にはしきい値がないと仮定すべきではあるが、他方で、低線量の被曝とリスクの増加はいずれのがん部位においても統計学的に有意ではないこと、自然放射線の被曝による人体への影響に関して、地域差との有意な関連は認められないこと、広島、長崎の原爆被曝者の子供の出産において、統計的に有意な差は認められないことなども認められる。
また、乙ロ一によれば、ＩＣＲＰの一九九〇（平成二）年の勧告は、高線量・高線量率の場合の確率的影響のうち致死がんの確率係数につき、一レムあたり一万分の一〇（一〇〇万人レムあたり一〇〇〇人）とした上で、ＤＤＲＥＦ係数で除して一レムあたり一万分の五（一〇〇万人レムあたり五〇〇人）としていることが認められ、ＤＤＲＥＦ係数を考慮する以前の段階では、右各証拠の指摘するリスクと大幅に異なる点はない。そして、ＤＤＲＥＦ係数については、右係数の数値の選択についてはやや恣意的であり、多分に保守的かもしれないとされているとはいえ、日本の原爆被曝者のデータの直接の統計的評価からは、ＤＤＲＥＦ係数は約二よりもそれほど大きくはなりそうにないとされていること、動物の研究から得られたＤＤＲＥＦ係数は二から一〇であること、他の機関により過去に実際に用いられたＤＤＲＥＦ係数はすべて二以上であり、五、一〇とするものもあったことなどを根拠として、保守的な値としてＤＤＲＥＦ係数として二を採用していることが認められるのであって、その数値には合理的な根拠があるということができる。
そして、ＩＣＲＰの公衆に対する許容線量の勧告は、致死がんの確率係数に加えて、一年間につき○・五レム以下の継続した被曝の影響について、年齢別死亡率の変化が非常に小さいというデータが得られていること、自然放射線による線量と同等の線量であれば、その影響は社会的に無視しうるほど小さいといえることを重視し、自然放射線からの年実効線量が○・一レムであり、その地域格差の幅も約○・一レムであることから、一年間につき○・一レムと定めたものと解されるのであって、致死がんの確率係数から直ちに公衆に対する許容線量を導いているものではない。したがって、ＤＳ八六による広島、長崎原爆被曝者の被曝線量の再評価の結果によって、直ちに右勧告値が不当になるものではないというべきである。また、乙ロ一によれば、ＩＣＲＰは、一九九〇（平成二）年の勧告に際して、前回の一九七七（昭和五二）年の勧告以降の新知見を調査、検討しており、ＤＳ八六に基づく新たなリスク推定値に関する論文（前記のプレストン、ピアスの論文「原爆被曝者の線量推定方式の改訂によるがん死亡リスク推定値への影響」も含む）を検討したほか、ＢＥＩＲのＢＥＩＲ―Ｖ報告書、ＵＮＳＣＥＡＲのリスク推定値も検討した上で、放射線誘発がんに関する死亡のリスク係数を見直し、従来の一レム当たり約一万分の一から一レム当たり約一万分の五に引き上げたこと、しかし、作業者に対する許容線量については、従来の一年間につき五レムであったのを、五年平均で一年間につき二レム（ただし、いずれの一年間においても五レムを限度とする。）と改めたものの、公衆に対する許容線量の勧告値については一九八五（昭和六〇）年のパリ声明における一年間につき○・一レムを更に引き下げる必要はないとしたことが認められ、ＩＣＲＰは、原告らの主張に沿う見解及びこれらに対する批判も考慮した上で勧告を行っているものと認められる。
（３）　「正当化」と経済性について


原告らは、ＩＣＲＰの勧告は、放射線被曝を伴う行為について「正当化」、すなわち行為によって被曝する個人又は社会に対して、それが引き起こす放射線被害を相殺するのに十分な便益を生むことを要求しているが、これは侵害される人の生命、身体と放射線被曝を伴う行為により得られる利益とを金銭的に評価して比較する考え方であって、企業の利益を偏重する不合理な要件である旨主張する。この点、乙ロ一によれば、ＩＣＲＰの勧告は、放射線被曝を伴う行為について「正当化」を要求しており、ここで「正当化」とは、当該行為によって被曝する個人又は社会に対して、それが引き起こす放射線被害を相殺するのに十分な便益を生むこと、すなわち当該行為の正味便益がプラスであることとしていることが認められる。しかし、同勧告では、更に、行為の「昀適化」を要求し、その過程で、社会において便益を享受する者と損害を受ける者とが同じ分布を示すことはなく、不公平を生じることとなるので、この不公平を制限するために、個人に対する線量拘束値を設けるとし、これに基づき、公衆に対する許容線量の勧告をしていることが認められる。したがって、１１６ＣＲＰの勧告が、人の生命、身体よりも企業の利益すなわち放射線被曝を伴う行為を優先する考え方であるとはいえない。また、右（２）のとおり、ＩＣＲＰの公衆に対する許容線量の勧告は、致死がんの確率係数に加えて、一年間につき○・五レム以下の継続した被曝の影響について、年齢別死亡率の変化が非常に小さいというデータが得られていること、自然放射線による線量と同等の線量であれば、その影響は社会的に無視しうるほど小さいといえることを重視し、自然放射線からの年実効線量が○・一レムであり、その地域格差の幅も約○・一レムであることから、一年間につき○・一レムと定めたものと解されるのであって、右勧告値は、「正当化」を量的に評価して定められたものではない。
（４）　線量目標値に関する指針について
なお、前記（二、２、（五））のとおり、「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針について」において、放射性希ガスからのガンマ線による全身被曝線量及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被曝線量の合計値について
は年間○・○〇五レム、放射性よう素に起
因する甲状腺被曝線量については年間○・〇一五レムとの線量目標値が定められているが、右指針の線量値は、ＡＬＡＲＡの考え方を具体化した目標値であるから、許容線量に関するＩＣＲＰの勧告の妥当性を左右するものではない。
四　まとめ
右認定のとおり、ＩＣＲＰの勧告値が不当であるとする原告らの主張に沿う見解もみられるが、これらの見解にはそれぞれ専門家による批判等が存在すること、ＩＣＲＰの勧告値は、自然放射線による線量と同等の線量であれば、その影響は社会的に無視しうるほど小さいことに重要な根拠を置いていること、ＩＣＲＰの組織、性格、活動等の事実によれば、ＩＣＲＰは、現在も、各種の研究結果の検討を続けており、原告らの主張に沿う見解及びこれらに対する批判も考慮した上で勧告を行っているとみられるのであって、ＩＣＲＰの勧告値の合理性を否定することはできないというべきである。したがって、ＩＣＲＰの勧告値を放射線被曝による人の生命、身体に対する危険性を社会的に無視し得る程度に小さく保つための基準として用いることは、ＡＬＡＲＡの考え方の要件と共に用いる限りにおいては、合理的なものというべきであって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
４　線量評価指針について
（一）　濃縮係数について
原告らは、「線量評価指針」の示す被曝線量評価に用いる濃縮係数は、仮定的なものであり、これに基づいた被曝線量評価は現実性がない旨主張する。しかし、乙四・八○頁及び乙一六・九―五―二〇頁、二六頁によれば、右濃縮係数の値は、ＵＣＲＬ（カリフォルニア大学の放射線研究所）の報告書に基づくものであること、右報告書の濃縮係数の報告値は、海産生物の食用部分に対する安定元素（放射性崩壊をしない元素）の濃度測定値を広く文献から求め、これを取りまとめて代表的な値を算出したものであり、また、右報告書は、フィールドで観察された放射性核種の濃縮係数と安定元素の濃度から求めた濃縮係数とを対比し、両者が一致することも確認していることが認められる。
したがって、「線量評価指針」の濃縮係数は十分信頼できるものということができるから、原告らの主張は理由がない。
（二）　海産物摂取量について
原告らは、「線量評価指針」が、海産物摂取量について、周辺住民の中でも標準的なものを対象とし、極端な摂取をする極めて少数の住民を対象としていないの
は、安全側に立っ
た評価とはいえない旨主張する。
しかし、前記（第一、四、３）のとおり、原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被曝線量評価は、平常運転時の被曝低減対策についての安全設計が講じられていることを前提として、その妥当性を確認するために、原子炉施設の通常運転時に周辺環境に放出される放射性物質による一般公衆の被曝線量が、「許容被曝線量等を定める件」の定める「許容被曝線量」を十分下回るのみならず、ＡＬＡＲＡの考え方に基づき、これを十分に下回るように設計されていることを確認するために行うものである。右評価の目的に照らせば、「線量評価指針」が、食物摂取による被曝線量の評価を、現実に存在する被曝経路について、集落における各年齢グループの食生活の態様等が標準的である人を対象として行うこととしていることは合理的であるというべきであり、また、後記（第五、一、２）のとおり、本件原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被曝線量評価においては、保守的な評価条件を置いているのであるから、これに加えて、原告らの主張するようにあえて特殊な食生活を送る周辺公衆を対象とする理由はないというべきである。したがって、原告らの主張は理由がない。
（三）　放射性液体廃棄物による外部被曝について
原告らは、「線量評価指針」が放射性液体廃棄物による外部被曝線量評価を行うこととしていないのは過小評価である旨主張する。


しかし、乙四・八二頁によれば、「線量評価指針」は、外部被曝経路として、液体廃棄物中の放射性物質に起因する海水浴、ボート遊び中等に受ける外部全身被曝等も考えられるとした上で、これらは、海産物摂取による被曝経路からのものに比べ、一桁以上小さい寄与しか与えないことから、被曝線量評価の対象として考慮する必要はないとしていることが認められ、これが、前記第一、四、３の原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被曝線量評価の目的に照らして不合理であるとはいえない。
したがって、原告らの主張は理由がない。
５　「耐震設計審査指針」について
（一）　歴史地震重視について
（１）　原告らは、「耐震設計審査指針」は、歴史的証拠から、過去において本件敷地又はその近傍に影響を与えたと考えられる地震（歴史地震）を中心とする考え方である（基準地震動Ｓ１、Ｓ２を区分しているのもその結果である。）ところ、この考え方は古く、要注意断層の考え方に立つべきであるから、同指針は不合理、不十分である旨主張する。また、「耐震設計審査指針」は活断層を軽視しているとも主張する。
しかし、甲ハ六五によれば、原告らの指摘する要注意断層とは、松田時彦が昭和五六年に提唱した考え方であるところ、これは、無地震経過率の大小により、ある活断層について、昀新の大地震以降現在までの経過年数を、その断層の平均活動間隔（第四紀後期（およそ一〇数万年前以降現在までをいう。）における平均の再来間隔年数）で除した値を危険度とし、危険度が○・五以上に達した断層を要注意断層とする、又は、同一断層帯における地震の続発性の見地から、歴史地震の有無により、一つの長い断層帯の一部分が比較的昀近（歴史時代）に大地震を起こしている場合、その残余の区間で大地震が起こる可能性が大きいとして、右断層帯を要注意断層とする考え方であることが認められる。
そうすると、右要注意断層の考え方は、歴史的資料から得られた過去の地震の発生時期等を基に、活断層（構造線ないし断層帯）の中から要注意断層を認定するものであるから、それ自体、歴史地震を基本とする考え方であって、この点では「耐震設計審査指針」と異なるところはない。また、同指針は、「大地震は一般に同一地域で繰り返し起こると認められているので、基本的には設計用昀強地震のマグニチュードは敷地あるいはその近傍に影響を与えた過去の地震によって定められるものと考えられる。」とする一方、「古い地震資料には不備があるかもしれないことを考慮し、また、有史期間にはたまたま発生しなかったくり返し期間の長い地震の生起を看過することがないよう、確実な地質学的証拠と工学的判断に基づいて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による地震を考慮に入れることとする。」とした上で、災害防止の観点から昀も重要なＡｓクラスの施設の耐震設計に際しては、地震を引き起こす可能性のある活断層をすべて考慮することとしているのであるから、同指針が要注意断層の立場に立っていないからといって、耐震設計の審査指針として合理的でないということはできないし、活断層を軽視しているということもできない。
また、甲ハ六五によれば、要注意断層の考え方は、地震の予知の基礎資料とするために提唱されたものであって、要注意断層とされた構造線ないし断層帯が一つの
活断層として活動するものとして、その規模やエネ
ルギーの大小を求めるものではないことが認められるから、右考え方により直ちに「耐震設計審査指針」が不合理になるものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（２）　また、原告らは、長期間地震が発生していないブロック境界の断層について認められる空白域では、歪工ネルギーが蓄積されている可能性があるところ、「耐震設計審査指針」は、この空白域に起こる地震を考慮しておらず、不合理、不十分である旨主張する。
右原告らの主張は、金折裕司が提唱する「マイクロプレートモデル」に依拠するものと解されるところ、甲ハ六七（右金折の著作）には、甲楽城断層の北部等がブロック境界の断層について認められる空白域であるとして図示されているが（同書証一九八頁のＤないしＦ）、同書証は、右のような空白域から想定される地震について、「歴史地震の発生が知られていないブロック境界については、地震の空白域や次の地震で破壊する領域を予測することが困難である。」として、「仮にそれを構成する大規模な活断層を次の地震での破壊域とみなし、地震危険度評価を試みる。」と断った上で、右ＤないしＦの空白域を破壊域とあえて仮定し、想定される地震のマグニチュード等を試算しているにすぎないのであって、右ＤないしＦの部分において地震が発生する蓋然性があることや、その近辺の複数の活断層が同時活動する具体的可能性があることを述べられていない。
したがって、原告らのこの点についての主張はその前提を欠くものである。
（二）　考慮すべき活断層について
（１）　原告らは「耐震設計審査指針」が、①基準地震動Ｓ１の発生源としての活断層としては、Ａ級活断層（平均変位速度が一ミリメートル毎年以上のもの）に属し、一万年前以降に活動したもの又は地震の再来期間が一万年未満のものとし、②基準地震動Ｓ２の発生源としての活断層としては、Ｂ級活断層（平均変位速度が○・一ミリメートル毎年以上一ミリメートル毎年未満のもの）及びＣ級活断層（平均変位速度が○・一ミリメートル毎年未満のもの）に属し、五万年前以降に活動したもの又は地震の再来期間が五万年未満のものとしていることについて、本来、活断層とは、「新生代第四紀の間に動いたことのある断層」を指し、実際にも、数万年から数十万年の再来周期で活動したと認められる断層が存在するのに、五万年前
以降の活動が認められない断層
は原子力発電所の建設上問題とすべきでないとすることには合理的な根拠がなく、考慮すべき活断層を右のように限定するのは不合理、不十分である旨一主張する。しかし、前記（第一、三、２）のとおり、原子炉施設の安全性の確保とは、放射性物質の環境への放出を可及的に少なくし、これによる災害発生の危険を社会通念上容認できる水準以下に保つことであるから、どの程度過去にさかのぼって活動歴のある断層を考慮の対象とすべきかという問題も、右の安全性の確保という観点から判断すべき事柄である。したがって、考慮の対象とすべき活断層の選定の当否は、必ずしも、学術上の活断層の定義による必要はなく、それが原子炉施設の安全性を確保するための考慮対象として相当性、合理性を有するかどうかによるというべきである。


そこで検討するに、甲八一によれば、専門的には、活断層とは、第四紀あるいは第四紀後期に活動した断層で、将来も活動する可能性のある断層をいうと考えられているが、具体的に何年前からのものをいうのかについては定説とまでいえるものはないことが認められ、また、実際に歴史時代に入ってから、日本国内で五万年を大幅に超える再来期間で大地震が起こったと認めるべき資料もない。そして、乙ハ二○によれば、そもそも「耐震設計審査指針」が、五万年前以降の活動が認められる活断層について評価すべきこととしているのは、地質時代的にみて昀近まで繰り返し活動していた断層は将来も活動して地震を起こす可能性があること、このような断層の調査結果から繰り返しの期間の大半は約一万年以内、これより長いものでも約五万年以内に納まっていること、一般に活動度が高ければ高いほど繰り返し期間が短いとされていることなどの地震学、地質学等の知見に基づく工学的な判断によるものであると認められる。右認定の事実に照らせば、同指針が、五万年前以降の活動が認められる活断層について評価すべきとしたことは、原子炉施設の安全性の確保という観点からみたとき、相当性、合理性を有するというべきである。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（２）　なお、原告らは、Ｃ級活断層が活動して起こる地震でも、一万年がおおよその再来期間とされており、新しい見解によっても、Ｃ級活断層で断層の長さ二〇キロメートルのものの歪みの蓄積期間は、一万三三四〇年から四万〇九七〇年とさ
れていることか
ら、Ｂ級、Ｃ級の活断層であっても、すべて五万年以内に活動するとして、「耐震設計審査指針」が、Ｂ級、Ｃ級の活断層について、五万年前以降に活動したもの又は地震の再来期間が五万年未満のものに限定して考慮することとし、五万年前以降の活動の証明を要求しているのは不合理である旨主張する。しかし、右の主張は、Ｂ級、Ｃ級の活断層はすべて地震を起こすことを前提にしたものであるところ、右関係が成り立つことを示す証拠はないから、原告らの右主張はその前提を欠くものというほかない。
また、原告らは、Ｂ級の活断層は、平均変位速度が○・一ミリメートル毎年以上一ミリメートル毎年未満のものをいうところ、これが五万年前以降活動したことがないとすれば、五万年の間の変位量の蓄積は五メートルから五〇メートルということになるが、そのような変位は莫大なエネルギーの蓄積を意味するか、又はおよそありえないものであるから、「耐震設計審査指針」の変位量と蓄積期間の関係は矛盾している旨主張する。しかし、右主張は、断層の変位がすべて歪みとして蓄積され、地震により放出されることを前提とするものであるところ、右関係が成り立つことを示す証拠はないから、原告らの右主張はその前提を欠くものというほかない。
（三）　直下地震について
（１）　原告らは、「耐震設計審査指針」が、設計用限界地震の基準地震動を決定する際、直下型地震としてマグニチュード六・五の地震を深さ一〇キロメートルに想定するとしていることについて、地表に断層が現れずにマグニチュード六・五を超える直下型地震が発生した例があるから、右マグニチュードの想定は不合理である旨主張する。
確かに、甲ハ七二によれば、昭和二年北丹後地震（マグニチュード七・三）、昭和一八年鳥取地震（マグニチュード七・二）、昭和二三年福井地震（マグニチュード七・一）、昭和五九年長野県西部地震（マグニチュード六・八）は、いずれも活断層がないか、ほとんどないところで発生したこと、これを踏まえると、原子力発電所の耐震設計上、マグニチュード六・八ないし七・一程度の直下型地震を想定すべきであるとの意見があることが認められ、甲二三の一（証人Ｐ４調書一）一二丁表、同裏、一四丁表ないし一六丁裏にも同旨の証言がみられる。しかし、乙二三の一（証人Ｐ３調書一）二四丁裏ないし二七丁表、四二丁裏、四
三丁表及び乙二三の二（証人Ｐ３調書
二）六二丁裏によれば、「耐震設計審査指針」は、設計用限界地震を定めるにおいて、過去の地震の発生状況、その活動度の大小の程度を考慮した敷地周辺の活断層の性質、地震地体構造に基づき、地震学的知見に工学的見地からの検討を加えて、このうち敷地に対して影響の大きいものを考慮するものとしているが、これに当たって、原子炉施設の設置場所について、十分な文献調査や現地調査をした上で、過去にマグニチュード六・五ないしこれに近い規模の直下型地震が発生した事実が認められず、また、大規模な直下型地震が生じやすいと考えられる地形、地質等の指摘がされたという事実も認められない場合であっても（本件原子炉施設においてこれらの事情が認められないことは後記（第三、一、２及び同３）のとおりである。）、なお直下地震として想定するとしたものであることが認められるのであって、「耐震設計審査指針」の直下地震の想定は、要するに十分な調査をして直下型地震の発生可能性が低いことを確認した上でなお要求される想定であって、保守的な想定といえることが認められる。
したがって、原告らの主張するように、地表に断層が現れずにマグニチュード六・五を超える直下型地震が発生した例があり、これに基づき直下地震の想定を引き上げるべきであるという見解があるからといって、そのことから直ちに「耐震設計審査指針」における直下地震の想定が不合理であるということはできない。なお、原告らは、昭和五八年日本海中部地震（マグニチュード七・七）の発生をもって、「耐震設計審査指針」の直下地震の想定を非難するが、右地震は直下型地震ではない。
（２）　原告らは、「耐震設計審査指針」における直下地震の想定は、直下地震を想定しているにもかかわらず、基礎岩盤が断層によって破壊されることや、また、直下地震による「衝撃的破壊」について想定していないことは不合理である旨主張する。
しかし、「原子力発電所の地震、地盤に関する安全審査の手引き」は、地盤に係る安全審査として、原子炉施設の敷地地盤のボーリング調査を行い、原子炉施設の安全性に影響を及ぼすような断層の存在しないことを確認することを要求しているから、「耐震設計審査指針」の直下地震の想定において、基礎岩盤が断層によって破壊される事態を想定していないことは不合理ではないし、甲ハ六〇によれば、
「衝撃的破壊」は、いまだ確証の得られたも
のではないと認められるから、およそ原子炉施設の設置場所の地盤の調査結果と無関係に考慮しなければならないということはできない。したがって、「耐震設計審査指針」の直下地震の想定において、衝撃的破壊が考慮されていないことに不合理な点はないというべきである。
（四）鉛直地震力について


原告らは、「耐震設計審査指針」においては、地震の鉛直地震力の設定につき、動的地震力の鉛直地震力については、基準地震動の昀大加速度（水平方向）の二分の一とし、静的地震力の鉛直地震力については、震度○・三（水平方向の標準せん断力の二分の一に相当する。）とされているが、兵庫県南部地震の観測記録の中には、水平動を上回る上下動がみられるから、右鉛直地震力の設定は不当である旨主張する。
この点、甲ハ六〇（検討会報告書）には、兵庫県南部地震による観測記録中には上下動の昀大加速度が水平動の昀大加速度の二分の一を上回るものがみられる旨の記述が存在する。しかし、同報告書は、これと並んで、右観察記録の中には、埋立地盤のような軟弱な表層地盤（水平方向の加速度の増幅が抑えられる一方、上下方向の加速度の増幅は抑えられないため、上下方向の加速度が相対的に大きくなる場合があると言われている。）における観測記録や、高層ビルの地下階で得られた観測記録のように構造物の影響を強く受けていると考えられるものが含まれるため、これらを除外した観測記録一二五件について分析したところ、上下動と水平動の昀大加速度振幅の比は、平均的にほぼ二分の一を下回る結果が得られたことをも明らかにしている。
また、同報告書によれば、上下動と水平動の両方向の地震動が作用する場合、一般に、上下方向と水平方向と地震動の昀大加速度の生起時刻及び施設の上下方向と水平方向の振動特性の差等により、両方向の昀大応答の発生時刻が異なることから、右観測記録中、時刻歴波形の得られている観測記録二三件について、水平方向の昀大加速度の発生時刻における水平方向に対する上下方向の加速度振幅の比を分析した結果、平均値は○・一程度、昀大値は○・三程度となり、右比の値は二分の一を大きく下回ることが認められるところ、「耐震設計審査指針」においては、水平地震力と鉛直地震力とが、同時に不利な方向で作用することを想定することを要求しているのであるから、右観測記録によって鉛直地震力を水平地震力の二分の一
とし
ていることの合理性は失われるものではない。
そして、弁論の全趣旨によれば、構造物には常時自重が作用するため、構造物は長期荷重としては一般に水平方向よりも鉛直方向に十分な裕度をもって設計され、そのため、短期荷重としての鉛直地震力が構造物に与える影響は小さく、構造物の耐震設計を支配するのは水平地震力であるといえること、原子炉施設の建物は、厚い壁で構成される鉄筋コンクリート造の壁式構造が主体であって壁量が多いため、全体的に上下方向には剛性の高い剛構造となっていることから、上下方向の地震力に対し、一般建築物と比べてはるかに大きな安全余裕を有することが認められる。以上によれば、「耐震設計審査指針」の鉛直地震力の評価は、兵庫県南部地震で得られた知見に照らしても、その妥当性が損なわれるものではないというべきである。
（五）遠距離地震について
原告らは、「耐震設計審査指針」が遠方の地震を考慮することとしていないのは不合理である旨主張する。
しかし、「耐震設計審査指針」は、遠距離地震を考慮することを求めているから、原告らの主張は理由がない。
四　第三節以降の判断の方法
第三節以降では、本件許可申請が右具体的審査基準に適合するとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるだけの過誤、欠落があるか否かについて検討する。すなわち、第三節では立地条件に係る安全性、第四節では安全設計、第五節では平常運転時における安全性、第六節では事故防止対策に係る安全性、第七節では公衆との離隔に係る安全性に関して、それぞれ本件安全審査の内容とその合理性について検討する。
第三　本件原子炉施設の立地条件に係る安全性
一　本件安全審査の内容
乙六ないし一〇、乙一四の一ないし三、乙一六、乙二二、乙二三及び乙イ六並びに弁論の全趣旨によれば、本件原子炉施設の立地条件についての本件安全審査の内容について、次のとおり認められる。
１　敷地
（一）　本件安全審査においては、以下の諸点が確認された。本件原子炉発電所の敷地（本件敷地）は、福井県敦賀市白木に属し、敦賀市市街地より北西約一二キロメートル、美浜町中心街より北東約一六キロメートル、敦賀半島北端部に位置している。
本件敷地は背後を標高三〇〇ないし六〇〇メートルの山地によって囲まれ、中央部は段丘ないし扇状地を呈する丘陵部で、勾配七分の一から一〇分の一の緩い斜面になっている。
原子炉本体は、海岸線から約七〇メートル山側に位置し、本件敷地の山裾を掘削した岩盤上に設置される。原子炉本体の中心から本件敷地境界までの昀短距離は北東方向約五七〇メートルである。
本件敷地の面積は約一〇八万平方メートルであるが、このうち発電所設備用地は陸部造成による約二三万平方メートルと海面埋立による約八万平方メートルの合計約二万平方メートルである。
（二）　そして、本件安全審査においては、本件敷地の広さは、法令で規制される周辺監視区域の設定において十分な条件を有しており、また、周辺公衆との離隔の確保についても、「立地審査指針」に示される条件を満足しているので、妥当であると判断した。
２　地震
（一）　耐震設計上想定すべき地震
本件安全審査においては、①本件原子炉施設の耐震設計において考慮する地震動は、本件敷地に昀も大きな影響を与えると考えられる地震に基づき想定する必要があり、このためその強さの程度に応じて基準地震動Ｓ１をもたらす設計用昀強地震及び基準地震動Ｓ２をもたらす設計用限界地震をそれぞれ適切に想定することが要求される、②設計用昀強地震としては、過去に本件敷地又はその付近に影響を与えたと考えられる被害地震及び近い将来本件敷地に影響を与えるおそれがあると考えられる活動度の高い活断層による地震の中から、昀も影響の大きいものを想定することが要求される、③設計用限界地震としては、右昀強地震を上回るものがある場合には、その活動度の大小の程度を考慮した本件敷地周辺の活断層及び地震地帯構造に基づき、工学的見地からの検討を加えて、このうち本件敷地に対して昀も影響の大きい地震を想定し、また、直下地震を想定することが要求されるとした上で、次の事項について審査した。
（１）　過去の被害地震
（イ）　地震資料


本件安全審査においては、過去の被害地震の調査に用いられた地震資料の信頼性及び他の地震資料との相違点について検討し、地震の想定に当たって使用された地震資料が、地震の規模、震央位置、震源深さ、余震域、被害状況等の十分な情報を有するものか否かについて審査した。
そして、本件安全審査においては、本件許可申請において地震資料として採用されている「日本被害地震総覧」は、既往の種々の地震資料を基に昀新の研究成果を取り入れて編集されたもので、我が国において昀も充実し、かつ、信頼性のある被害地震の資料の一つであると一般に認められているものであり、適切であると判断した。
（ロ）　敷地周辺の主な地震
本件安全審査においては、本件敷地に影響を及ぼすおそれのある地震の規模、震央位置とその震度分布、被害状況等との整合性について検討し、本件敷地に影響を与えたか、又は与えたと推定される過去の地震が適切に選定されているか否か、また、それらの地震の規模、震央位置の想定が妥当であるか否かについて審査した。本件許可申請においては、「日本被害地震総覧」による地震の規模、震央位置、余震域、被害状況等の情報に基づいて、本件敷地からの震央距離が約一五〇キロメートル以内のすべての被害地震がリストアップされ、この中から、本件敷地に影響を及ぼす被害地震として、天平美濃の地震（西暦七四五年、マグニチュード七・九、震央距離六一・一キロメートル）、元暦近江の地震（一一八五年、マグニチュード七・四、震央距離四九・七キローメートル）、正中近江の地震（一三二五年、マグニチュード六・七、震央距離一八・ニキロメートル）、天正畿内の地震（一五八六年、マグニチュード八・一、震央距離七八・八キロメートル）、寛文近江の地震（二八六二年、マグニチュード七・八、震央距離五四・一キロメートル）、文政近江の地震（一八一九年、マグニチュード七・四、震央距離六六キロメートル）、濃尾地震（一八九一年、マグニチュード七・九、震央距離五七・ニキロメートル）、北丹後地震（一九二七年、マグニチュード七・五、震央距離八二・一キロメートル）、福井地震（一九四八年、マグニチュード七・三、震央距離四四・六キロメートル）、越前岬沖地震（一九六三年、マグニチュード六・九、震央距離二一キロメートル）が選定されている。
本件安全審査においては、右被害地震は、一般家屋に被害が発生するとされている気象庁震度階Ｖを一応の目安として選定されていることなどから、本件敷地周辺の主な地震の選定及び地震の規模、震央位置の想定は妥当であると判断した。
（２）　活断層
（イ）　調査
本件安全審査においては、文献調査、空中写真判読による調査及び現地調査等の実施状況とその内容について検討し、海域を含む本件敷地周辺に存在する活断層について、その位置、長さ、活動性等の状況を把握するため、文献調査、空中写真判読、現地調査等により、十分な調査が実施されているか否かを審査した。そして、本件安全審査においては、陸域については「日本活断層図」（地質調査所、昭和五三年）等関連の断層分布図及び既往の文献を基にして、空中写真の判読、現地調査を実施した結果によって、また、海域については「海底地質構造図（若狭湾東部）」（海上保安庁、昭和五五年）等、本件敷地周辺海域で実施された音波探査結果によって、本件敷地周辺の断層の存在及びその活動性等が確認されており、必要な調査が行われていると判断した。
（ロ）　敷地周辺の活断層
本件安全審査においては、活断層についての調査内容、活断層の規模、活動度等の評価及び本件敷地において考慮する必要のある活断層の選定の妥当性について検討して、本件敷地周辺に存在し、本件敷地に影響を与える可能性のある活断層の位置、規模、変位様式、活動性等の状況が適切に把握されているか否かを審査した。
（ａ）　文献調査による敷地周辺の活断層
本件許可申請においては、本件敷地への影響を検討する必要のある本件敷地周辺の主な活断層として、陸域については、「日本活断層図」、「日本の１活断層分布図」（地質学論集第一二号、昭和五一年）及び「日本の活断層」（活断層研究会、昭和五五年）等の関連文献による検討により、柳ケ瀬断層、甲楽城断層、野坂断層、三方断層木ノ芽峠断層、花折断層及び濃尾断層系等が挙げられており、また、海域については、「海底地質構造図（若狭湾東部）」、「日本の活断層」による検討により、敦賀湾ロから干飯崎海岸付近の断層（Ｓ―８断層）、干飯崎西側海域の二本の連続する断層（Ｓ―１＋Ｓ―６断層）及び敦賀半島西側海域の雁行する断層（Ｓ―２１ないしＳ２７断層）が挙げられている。
本件安全審査においては、右各文献は昀新の知見をとり入れ、活断層に関する既往の種々の文献を集約しているものと認められるから、これらの文献により本件敷地周辺の主な活断層の存在を推定することは妥当であり、また、右の活断層の選定は、その断層の活動によって本件敷地に気象庁震度階Ｖ程度以上の影響を及ぼすことを想定してされており、妥当であると判断した。
（ｂ）敷地周辺の主な活断層の性状
本件許可申請においては、前項で選定された活断層の性状は次のとおりとされているところ、本件安全審査においては、関連資料の検討、その他これを確認するために行った空中写真判読、現地の断層露頭の観察等の調査により、その内容は妥当であると判断した。
（い）　柳ケ瀬断層
本断層は、琵琶湖北部の滋賀県伊香郡木ノ本町付近から、福井県今庄町西方上板取に至る区間にあるとされ、谷の直線性が断層地形を示唆するものとして推定されている断層である。
その活動性については、椿坂峠から南の部分一九キロメートルについては昀大幅五〇メートル以上の高破砕帯の存在、左横ずれの明瞭な変位地形が認められること、雁ケ谷では縄文土器を出土した地層に変位を与えていることなどから、活動度の高い活断層として考慮する必要がある。他方、椿坂峠から北の部分は、武蔵野期相当と判断される扇状地堆積物に変位を与えていないことなどから、南部に比べ活動性が低いと考えられるが、リニアメントが連続して認められ、Ｂ級活断層と指摘する文献もあることから、木ノ本町から上板取北方のニッ屋跡までの全長二八キロメートルについて、第四紀後期の活動の可能性を考慮することが適切である。
（ろ）　甲楽城断層
本断層は、南条郡河野村大谷から干飯崎にある海岸が断層崖であるとして指摘されている断層であり、陸域にみられる部分と海域の部分（Ｓ―８断層）とは連続するものとし、大谷沢から干飯崎沖までの長さ二〇キロメートルの断層として考慮することが適切である。


その活動性については、武蔵野期以降の活動性は認められないとも考えられ、新しい時期に活動したと推定されるものではないが、Ｂ級の活断層と指摘している文献もあることなどから、第四紀後期の活動の可能性を考慮することが適切である。なお、柳ケ瀬断層と甲楽城断層の関連については、空中写真判読の結果から両断層を連続するリニアメントが認められないこと、また、現地調査の結果柳ケ瀬断層の北に連続する破砕帯が認められないことなどから、両断層は連続しないとして差し支えない。
（は）　野坂断層
本断層は、三方郡美浜町北田付近から関峠、敦賀市長谷に至る数キロメートルの断層とされている。
その活動性については、新しい時期の活動を示す証拠は認められなかったが、長谷扇状地、野坂南方山地に河谷の屈曲等の変位地形が認められること、Ｂ級の活断層と指摘する文献があることなどか、第四紀後期の活動の可能性を考慮することが適切である。
（に）　三方断層
本断層は三方郡美浜町久々子湖東岸から遠敷郡上中町新道間に存在する、長さ約一〇数キロメートルとされている断層であるが、その長さはリニアメントが認められる久々子湖東岸から新道までの一八キロメートルとすることが適切である。
その活動性については、必ずしも明らかではなく、活動性の高いものではないが、Ｂ級の活断層と指摘する文献があることなどから、第四紀後期の活動の可能性を考慮することが適切である。
（ほ）　木ノ芽峠断層
本断層は、敦賀平野の沈降性地形に関連して、敦賀市山付近から同市道ノロ、同樫曲を通り、同市葉原付近に至る断層とされており、敦賀市雨谷から同新保までの一四キロメートル及びその南西に多少離れた約一〇キロメートルのリニアメントの位置にあると考えられる。
その活動性については、活動度の高い断層であるという指摘はないが、Ｂ級の活断層とされ、一部には尾根の屈曲や段丘堆積層を変位させている断層露頭がみられることなどから、右各リニアメントが連続するものと仮定し、長さ二五キロメートルとした上で、第四紀後期の活動の可能性を考慮することが適切である。
（へ）　花折断層
本断層は、京都の東部から高野川沿いに北上し、途中越、花折峠を通り、滋賀県高島郡朽木村市場から、檜峠、高島郡今津町保坂付近に達する地形的に明瞭な断層線谷を成す全長五六キロメートルの断層とされている。その活動性については、花折峠以南の二八キロメートルについては活動性の高い活断層として取り扱うことが適切と考えられる（ただし、結論としては、本件敷地からの距離が遠く、その影響が小さいことが明らかであるため、特に考慮の必要はない。）。また、全長五六キロメートルを地震地体構造との関連で考慮することが必要である。
（と）　濃尾断層系
本断層系は、岐阜市古市場付近から福井県今立郡池田町野尻付近までの数条の断層群が濃尾地震時に部分的に活動したと指摘されているものであり、温見、根尾谷、梅原の主要三断層によって構成されるとされている。その活動性については、活動性が高く、本件敷地に与える影響が大きい（ただし、結論としては、歴史地震によって評価することで十分である。）。
（ち）　Ｓ―８断層
本断層は、干飯崎沖より海岸に並行して南東に延びる長さ約一五キロメートルの構造線であり、陸上の地質構造から、陸域の甲楽城断層と同一のものと推定されている。したがって、甲楽城断層の項で述べたとおり、本断層と大谷沢で確認された陸域の部分の連続したものを甲楽城断層として評価する必要がある。
（り）　Ｓ―１＋Ｓ
―６断層
本断層は、越前岬沖から干飯崎沖に至る新第三紀鮮新世又は第四紀更新世初期に対比される地層内に存在が推定される、長さ数キロメートルないし一〇数キロメートルの雁行又は断続する数条の断層のうち、連続するとみられる二〇キロメートルの断層とされている。
その活動性については、第四紀後期の活動の可能性を考慮することが適切である。
（ぬ）　Ｓ―２１別ないしＳ―２７断層
本断層は、敦賀半島西方海域に存在が推定される長さ二ないし四・五キロメートルの断層の雁行した全長約一七キロメートルに及ぶ断層とされている。その活動性については、活動時期は新しいものではないと考えられるが、第四紀後期の活動の可能性を考慮することが適切である。なお、これらの断層群と野坂断層とは地質構造上調和的であるが、音波探査の結果、両断層間の海域には断層が認められないことから、これらの断層群と野坂断層は連続しないものとして差し支えない。
（ｃ）　敷地付近のリニアメント
本件許可申請においては、本件敷地付近に認められるリニアメントは、いずれも活断層に伴う変位地形ではないとされている。本件安全審査においては、本件敷地付近の白木―丹生リニアメントについては、現地調査の結果、リニアメント付近に小規模な粘土化帯が幾つか認められるものの、リニアメントに沿った連続する断層は認められず、また、粘土化帯を不整合に覆っている下末吉期相当層に対比される地層には変位は認められないこと、この他のリニアメントについても、現地調査の結果、小規模な粘土化帯は認められるものの、問題となる断層は認められないこと、本件敷地付近の海域で実施された音波探査の結果によると、敷地付近の海域には断層は認められないことから、本件敷地付近に判読されたリニアメントを活断層に伴う変位地形でないとすることは妥当であると判断した。
（ハ）　活断層と微小地震及び歴史地震との関連
本件許可申請においては、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、歴史地震との関連が認められるものは、活動度の高い活断層として評価するとした上で、微小地震の観測資料により現在の活動性が顕著であると認められる活断層、歴史地震との関連が明確になっている活断層はないものとされている。
本件安全審査においては、比較的古くから行われている微小地震観測等の関連文
献を検討し、右（ロ）で選定された
各活断層について、これらに沿う微小地震の明確な線状配列などはみられず、微小地震の生起状況が断層の現在における顕著な活動性を示していると認められるものはないこと、歴史地震との関連については現在のところ、濃尾断層系のように地震断層とされているもの以外には、明確に歴史地震の震源となったが、地震時に変位を示したとする根拠が認められるものはなく、歴史地震と関連があると認められる活断層はないとして差し支えないと判断した。
（ニ）　活断層から想定される地震


本件安全審査においては、活断層の調査結果に基づき、設計上考慮すべき活断層が的確に選定されているか否か、これによる地震の想定が妥当であるか否かを審査した。本件許可申請においては、設計上考慮する活断層とこれから想定される地震として、陸域からは、柳ケ瀬断層による地震（断層長さ二八キロメートル、マグニチュード七・二、震央距離二一キロメートル）、甲楽城断層による地震（海域のＳ―８断層を含む断層長さ二〇キロメートル、マグニチュード七・○、震央距離一一・五キロメートル）、野坂断層による地震（断層長さ七キロメートル、マグニチュード六・三、震央距離一四キロメートル）、三方断層による地震（断層長さ一八キロメートル、マグニチュード六・九、震央距離二四キロメートル）、木の芽峠断層による地震（断層長さ二五キロメートル、マグニチュード七・二、震央距離一六・五キロメートル）を、海域からは、Ｓ―１＋Ｓ―６断層による地震（断層長さ二〇キロメートル、マグニチュード七・○、震央距離二〇・二キロメートル）、Ｓ―２１ないしＳ―２７断層による地震（断層長さ一七キロメートル、マグニチュード六・九、震央距離一二・一キロメートル）が選定されており、右においては、経験式（松田式）に基づいて断層から想定される地震の規模を想定している。本件安全審査においては、前記（ロ）のとおり、選定された断層は妥当であり、地震の規模の想定のために用いられている松田式は、日本の内陸における地震断層の長さと地震の規模との関係から求められたものであり、妥当であると判断した。
（３）　地震地体構造
本件安全審査においては、本件敷地周辺の地震地体構造から想定される地震の規模、震央位置等が適切に定められているか否かについて審査した。本件許可申請においては、本件敷地周辺において起こり得る限界的な地震を活断
層との
関連で考慮するものとし、本件敷地周辺において規模の大きい活断層である花折断層の位置にマグニチュード七・八、震央距離六〇キロメートルの地震が想定されている。
本件安全審査においては、右地震の想定について、過去の地震の生起状況等から、マグニチュード七と四分の三が起こりうる地震の上限であるとする知見が得られていること、花折断層から想定される地震規模がほぼこれに対応することなどから、ここに限界的な地震が発生する可能性を考慮していることは安全評価上適切であると判断した。なお、濃尾断層系の属する地域は、起こり得る限界的な地震の規模が本件敷地周辺の地域より大きいとされているが、これについては濃尾断層系によって本件敷地への影響が評価されているので支障はないと判断した。
（４）　直下地震
本件安全審査においては、直下地震の規模、震源距離等が適切に想定されているか否かを審査した。
本件許可申請においては、マグニチュード六・五の地震が震央距離一〇キロメートルの位置に想定されている。
本件安全審査においては、直下地震に相当する地震としては、その地域の地質構造や地震の生起状況によって想定するのが望ましいが、その規模及び位置を特定することが困難であり、また、この地震は実際に起こる地震との関連よりも、むしろ起こった場合を想定することを要求されている地震であることから、右直下地震の想定は、震源域における地震の被害状況の観測等から得られている知見からみて、安全評価上適切であると判断した。
（５）　昀強地震及び限界地震
本件安全審査においては、考慮すべき地震から昀強地震及び限界地震が適切に選定されているか否かを審査した。
（イ）　昀強地震
本件許可申請においては、昀強地震として、考慮の対象とされた歴史地震のうち、濃尾地震、寛文近江の地震、天平美濃の地震、越前岬沖地震、天正畿内の地震の各地震及び柳ケ瀬断層（南部）から想定される地震（マグニチュード七・○、震央距離二五キロメートル）が選定されている。
本件安全審査においては、本件敷地周辺の主な被害地震が敷地に与える影響を検討した結果、右各地震はその規模及び震央距離から想定される昀大震幅等、本件敷地に与える影響がその他の地震よりも大きいと認められるので、歴史地震の選定に支障はなく、また、柳ケ瀬断層南部の約一九キロメートルは、前記（（２）、（ロ）、（ｂ）、（い））の
とおり、活断層の疑いが高いことから、昀強地震の対象として選定されたことは適切であると判断した。なお、地震断層である濃尾断層系から想定される地震については、歴史地震で考慮されているので支障はないと判断した。
（ロ）　限界地震
本件許可申請においては、限界地震として、甲楽城断層から想定される地震、木ノ芽峠断層から想定される地震、Ｓ―２１ないしＳ―２７断層から想定される地震、柳ケ瀬断層から想定される地震、地震地体構造の見地から想定される地震及び直下地震が想定されている。
本件安全審査においては、活断層、地震地体構造から想定される地震及び直下地震の想定は、前記（（２）、（ニ）、同（３）及び同（４））のとおり妥当であるから、限界地震の選定は適切であると判断した。なお、前記（（２）、（ニ））において考慮する必要があるとされた諸断層による地震が敷地に与える影響は、右断層の影響を上回るものではないことから、これら四つの断層で代表させたことに支障はないと判断した。
（６）　まとめ
以上のことから、本件安全審査においては、本件許可申請における過去の被害地震、活断層、地震地体構造及び直下地震の評価、これらによる昀強地震及び限界地震の想定はいずれも妥当であると判断した。
（二）　基準地震動
本件安全審査においては、基準地震動Ｓ１及びＳ２の諸特性が、昀強地震及び限界地震から適切に評価されているか否かを審査した。
（１）　地震動特性
本件安全審査においては、昀大振幅について、考慮すべき地震と本件敷地との相互関係、算定法等の妥当性を、周波数特性について、その特性を定めるために採用した方法の信頼性、本件敷地の地盤特性との適合性等を、継続時間等について、地震規模との関連性をそれぞれ検討し、地震動の策定に際して、その昀大振幅、周波数特性、継続時間と振幅包絡線の経時的変化が適切な方法で評価されているか否かを審査した。
（イ）　地震の昀大振幅
本件許可申請においては、地震と本件敷地との相互関係について、歴史地震については震央からの距離で表し、断層による地震についてはその中心付近からの距離で表している。また、昀大速度振幅は、地震動の観測結果に基づいた経験式（金井式）によって求められている。
本件安全審査においては、右地震と本件敷地との相互関係の表現方法、昀大速度振幅を求めた金井式はいずれも妥当であると判断した。
（ロ）
地震の周波数特性


本件許可申請においては、周波数特性は、岩盤における地震観測資料を整理し、工学的な検討を加えて提案されている解放基盤表面における標準スペクトル（いわゆる大崎の方法に基づく大崎スペクトル）に基づいて定められている。本件安全審査においては、右標準スペクトルは使用した個々のデータを吟味した上でされたもので、国内外における既往の種々の研究内容と比較しても整合性があり、信頼できるものであること、調査の結果、本件敷地の地盤は堅硬、均質で相当な広がりのある岩盤であり、その横波速度が約一九キロメートル毎秒であるとされていること、右標準スペクトルは主として硬質地盤上において観測された地震動特性から作成されていることから、敷地での地震動の周波数特性として右スペクトルを採用することは支障のないものと判断した。そして、周波数特性は、考慮すべき地震の規模、震央距離及び敷地の地盤特性を反映したものであること、作成に際しては信頼性があると認められる方法によっていることから、妥当であると判断した。
（ハ）　地震動の継続時間等
本件許可申請においては、地震動の継続時間は、地震規模、継続時間及び振幅包絡線の経時的変化との関連を、地震観測記録を基に検討して提案されている方法に基づき定められている。すなわち、継続時間は地震動の開始から実効上消滅するとみなされる時間により、また、振幅包絡線の経時的変化は、地震の規模及び継続時間に関連させて定められている。
本件安全審査においては、右継続時間等の定め方は妥当であると判断した。
（２）　応答スペクトル及び模擬地震波
本件安全審査においては、基準地震動Ｓ１及びＳ２の諸特性が、昀強地震及び限界地震のそれぞれによって与えられた条件に適合するか否かを審査した。本件許可申請においては、基準地震動は、地震の規模と震源距離から求められた昀大速度振幅と標準スペクトルから得られる応答スペクトルと、それに合致するように人工的に作成された模擬地震波との二方法で表されている。
（イ）　基準地震動の応答スペクトル
本件許可申請においては、基準地震動Ｓ１の応答スペクトルは、濃尾地震、寛文近江の地震天平美濃の地震、越前岬沖地震、天正畿内の地震及び柳ケ瀬断層（南部）から想定される地震等、比較的影響の大きいとみられる地震について求められ
ており、これを包絡するように定めた応答スペク
トルで代表するとされている。基準地震動Ｓ２の応答スペクトルは、甲楽城断層木ノ芽峠断層、Ｓ―２１　ないしＳ―２７断層及び柳ケ瀬断層（全長）の各断層から想定される地震について求められており、これを包絡するように定めた応答スペクトルで代表するとされている。
本件安全審査においては、右基準地震時動Ｓ１及びＳ２の各々につき代表するとされた応答スペクトル（昀大速度振幅はＳ１が一三・八カイン、Ｓ２が一八・二カイン）は、その影響が他の応答スペクトルを上回っていることから、安全評価上差し支えないと判断した。なお、直下地震、地震地体構造の見地から想定される地震についても、右基準地震動田の応答スペクトルに包絡されるので、差し支えないと判断した。
（ロ）　基準地震動の模擬地震波
本件許可申請においては、地震動の継続時間と振幅包絡線の経時的変化を条件とし、位相を乱数とした正弦波の重ね合わせによって、右（イ）で定めた応答スペクトルに合致するように模擬地震波が作成されており、設計に用いられる基準地震動Ｓ１の模擬地震波の昀大振幅は一九・○カイン、基準地震動Ｓ２のそれは二二・八カインとされている。
本件安全審査においては、模擬地震波を作成するに当たっては、そのスペクトル強さが設定した基準地震動の応答ヌペクトルの強さを下回らないこと、スペクトルの落ち込みが著しくないこと等が必要であるとして審査したが、右模擬地震波のスペクトル強さが基準地震動の応答スペクトルを磁全体として上回り、また、部分的にみても設計上重要な固有周期近傍で大きく下回らないことを確認したことから、作成された模擬地震波の、基準地震動の応答スペクトルに対する適合性は妥当であると判断した。
（３）　まとめ
以上のことから、本件安全審査においては、本件敷地に想定される基準地震動Ｓ１、Ｓ２の諸特性の策定方法及び耐震設計に用いられる基準地震動は妥当であると
判断した
３　地盤
（一）　敷地の地盤
（１）　本件安全審査においては、関連資料の検討のほか、地表地質踏査、試掘坑調査、トレンチ調査、ボーリングコアの確認等の現地調査の結果を踏まえ、本件原子炉施設の設置予定地付近の地盤は、地震時等に崩壊し、施設の安全性に影響を与えることがないか否かを審査した。
（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　調査結果によれば、本件敷地の地質は、新期花崗岩類に属する黒雲母花崗岩からなり、平坦部には段丘ないし扇状地堆積層が分布している。
（ロ）　敷地基盤を構成する黒雲母花嵐崗岩は、稜線表層部で風化作用によるマサ化が認められるものの、この風化帯を除き、ほぼ堅硬、均質な岩盤から構成されている。
（ハ）　ボーリング調査、試掘坑調査及びトレンチ調査等から基盤岩中には節理系に支配された粘土化帯が局部的に認められるが、いずれも小規模で連続性に乏しく、原子炉施設の安全性に影響を与える性質のものとは認められない。（ニ）　本件敷地背後の山地は、本件原子炉施設の地盤と同様の花崗岩からなり、一部小規模な粘土化帯が認められるが、切取斜面に対しては差し目の方向となっており、また、風化の程度は漸次変化しているので、問題となる不連続面は存在せず、切り取りにより風化の著しい表層部が取り除かれるので、法面は比較的堅硬な岩盤で構成されている。
（ホ）　本件原子炉施設後背地の平坦部には敷地造成時の掘削土が盛り立てられるが、この盛土斜面の基盤となる段丘ないし扇状地堆積層は層厚五ないし二五メートルの花崗岩砂礫層であり、淘汰不良ながらよく締まっている。（ヘ）　これらの切取斜面、盛土斜面について、ボーリング調査、試掘坑調査、岩盤、堆積層、盛土の強度及び変形特性等の詳細な調査結果に基づき安定解析を行った結果によっても、地震時等に崩壊が起こることはないものと判断されるが、更に安全性の向上を図るため、法面保護、地下水位低下等の適切な対策を講じることとされている。
（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件敷地の地盤は地震時にも崩壊などによって施設に影響を与えるおそれはなく、安定した地盤であると判断した。
（二）　原子炉設置地盤


本件安全審査においては、地震に関する調査、試験方法の妥当性、強度特性及び変形特性の評価の妥当性並びに支持力、すべり等に対する安全性について、関連資料の検討のほか、試掘坑調査、トレンチ調査、ボーリングコアの確認等の現地調査の結果を踏まえて検討し、本件原子炉施設を支持する地盤は、施設の自重や想定される地震時の荷重によって不等沈下や地盤破壊等が起こることがなく、本件原子炉施設の安全性を十分確保できるものか否かを審査した。
（１）　調査、試験
本件許可申請においては、本件原子炉施設の設置地盤について、地表地質調査、
弾性波試験、ボーリング調査、試
掘坑調査、岩石・岩盤試験等の各種調査及び試験が実施されている。本件安全審査においては、これらの強度特性、変形特性及び岩盤の性状等に関する調査内容は、原子炉設置地盤の安全性評価を行う上で十分なもので幻あると判断した。
（２）　地盤物性
（イ）　原子炉設置地盤の性状
本件安全審査においては、次の事項を確認した。
本件許可申請書に添付された地質断面図によると、本件原子炉施設の基礎岩盤は、全体としてＣＨ級（電研式岩盤分類による。以下同じ。）ないしＢ級の堅硬、均質な花崗岩で構成されている。試掘坑の調査結果によれば、原子炉設置地盤のＥＬ＋五メートルには、幾つかの粘土化帯が認められるが、粘土化帯相互間の特定方向への連続性や密集部は認められず、その規模は昀大のもので一〇〇メートル前後、大部分は二〇ないし三〇メートル程度であり、また粘度化帯の幅は、局部的に九〇センチメートル程度の所もあるが、大半は一〇センチメートル以下である。トレンチ調査の結果によれば、これら粘土化帯は基盤を覆う段丘ないし扇状地堆積層に影響を与えておらず、活動性が問題となるものではない。そして、試掘坑内の弾性波試験の結果によれば、基礎岩盤の弾性波速度は、Ｐ波で約四・三キロメートル毎秒、Ｓ波で約一・九キロメートル毎秒であり、方向による顕著な差異は認められない。
（ロ）　岩石、岩盤物性
本件許可申請においては、岩石物性について、試掘坑内で採取したブロツクサンプル試料及びボーリングコアより採取した試料により、一般物性、強度特性及び変形特性に関する諸試験が実施されている。
本件安全審査においては、右諸試験の試験結果は、堅硬な岩石、岩盤として一般的なものであると認められること、試掘坑内における坑道間弾性波速度の測定値には方向による顕著な差異はなく、岩石．岩盤試験によって得られた物性についても特に方向による差があるとは認められず、岩盤には問題となる異方性はないとして支障がないと認められること、岩盤物性のバラツキについては「岩石の強度試験、ＲＱＤ値、現位置せん断試験及び弾性波試験等の結果、基礎岩盤における各岩級の分布状態を反映しているものと認められることから、本件許可申請における岩石・岩盤試験の方法及び評価は妥当であると判断した。
（３）　地盤の安定性
（イ）　支持力に対する安全性
本件安全審査においては、岩盤の平板載荷試験結果によると、昀大約二一〇キログラム毎平方センチメートルの荷重を与えてもＣＨ級の岩盤の荷重―変位曲線に変曲点が認められないので、常時の接地圧約五キログラム毎平方センチメートル、地震時の昀大接地圧約一四キログラム毎平方センチメートルに対し、支持力が問題となるものではないこと、基礎岩盤にはＤ級、ＣＬ級の岩盤等が一部分布するが、それらの分布状態を考慮した安定解析によっても、基礎岩盤は地震時に破壊を生ずることがなく、安全上支障がないものと認められることから、岩盤の支持力に対する安全性の検討に用いられた試験の結果及びその評価は妥当であり、本件原子炉施設の基礎岩盤は本件原子炉施設を支持する十分な耐力を有していると判断した。
（ロ）　すべりに対する安全性
本件安全審査においては、岩盤のせん断試験結果によって求められた各岩級ごとのせん断抵抗力と基礎底面におけるこれらの各岩級分布状態から、地震時の基礎底面のすべり抵抗力は、鉛直方向地震力を考慮して約二一五万トンとなり、一方、限界地震時に本件原子炉建物基礎底面に作用する地震力は約四三万トンとなるので、すべりに対して約五の安全率となることを確認し、すべりに対する安全性の検討に用いられた岩盤試験の結果及びその評価は妥当であり、本件原子炉施設の基礎岩盤は地震力によるすべりに対して、十分な安全性を有していると判断した。
（ハ）　沈下に対する安全性
本件安全審査においては、本件原子炉施設の基礎岩盤の大部分を占めるＣＨ級ないしＢ級の岩盤は、岩石・岩盤試験によって得られた変形特性から、圧密やクリープによる沈下が問題となるものではないこと、基礎岩盤にはＣＬ級以下の岩盤も一部存在するが、その全体面積に占める割合はＣＬ級岩盤が約四パーセント、Ｄ級岩盤、粘土化帯が一パーセント以下と少なく、ＣＨ級以上の堅硬な岩盤の間に分散していることから、不等沈下が予想されるものではないと判断した。（４）　以上のことから、本件安全審査においては、本件原子炉施設の地盤は原子炉格納施設等の主要構造物を設置する地盤として十分な安全性を有すると判断した。
４　気象
本件安全審査においては、本件原子炉施設の設計に当たって考慮された気象条件は、本件原子炉施設から約一二キロメートルに位置し、同一の気象区（日本海側型北陸・山陰型気候区）に属している敦賀測候所の観測資料を考慮したものであって
妥当であり、また、本件
原子炉施設の安全解析に用いられた気象観測方法、統計処理方法、大気拡散の解析方法等は、「気象指針」に適合したものであって、妥当であると判断した。
５　水理
（一）　洪水
本件安全審査においては、本件原子炉付近には、河川として本件敷地内を流れる渓流があるが、渓流の大きさと地形からみて、本件原子炉施設が洪水被害を受けることはないと判断した。
（二）　発電所用水の確保
本件安全審査においては、本件原子炉施設の運転に必要な淡水の使用量は、昀大でも一日当たり一〇〇〇立方メートルであり、この淡水は本件敷地内を流れる渓流から取水することとしているが、右渓流の流量は渇水時でも一日当たり約一〇六〇立方メートル以上あり、発電所用水の確保は可能であると判断した。
（三）　海象


本件安全審査においては、①潮位については、本件敷地より南東約一二キロメートルに位置する敦賀湾敦賀検潮所の観測記録による既往昀高潮位は、東京湾中等潮位＋一・二八メートルとされており、②波浪については、昭和四八年八月から昭和四九年九月までの間の敷地前面海域における観測によると、有義波高は四メートル以下が九七パーセント、昀大波高は九・五七メートルとされているところ、本件原子炉施設の主要な建物の整地面高さはＥＬ＋二一・○メートル以上であり、また、敷地前面に設けられている防波護岸は、これらに対して十分耐えられるように設計することとされていることから、海象によって本件原子炉施設の安全性が損なわれることはないと判断した。
６　社会環境
本件許可申請においては、本件敷地付近の社会環境について、原子炉を中心とする半径一〇〇キロメートル以内の人口分布、半径五キロメートル以内の集落及び公共施設、敦賀市等における産業活動、交通の状況、開発計画等について、関係行政機関が作成した統計資料等により調査されている。
本件安全審査においては、右調査とその結果について、次のとおり審査した。
（一）　人口分布
本件許可申請においては、仮想事故時の全身被曝線量の積算値を計算するための敷地を中心とした人口分布及び西暦二〇二五年における人口分布については、それぞれ昭和五〇年一〇月に実施された国勢調査の結果及び厚生省人口問題研究所が推計した資料を基に調査されている。
本件安全審査においては、右人口分布の調査は妥当であると判断した。
（二）　周辺の産業活動
本件許可申請において
は、本件敷地周辺の産業活動について、関係行政機関獅作成の統計資料等により、敦賀市を中心として調査されており、右調査によれば、敦賀布における産業別就業状況は、第一次産業約一一パーセント、第二次産業約三八パーセント、第三次産業約五一パーセント（昭和五〇年国勢調査による。）とされている。本件安全審査においては、本件敷地付近には申請者の新型転換炉「ふげん」、日本原子力発電敦賀原子力発電所、関西電力美浜原子力発電所を除いて特別な産業活動は見当たらず、敦賀市における主な産業は卸売・小売業、サービス業、製造業であり、これらの産業活動が本件原子炉施設の安全性に影響を与えることはないと判断した。
（三）　周辺の交通
本件許可申請においては、本件原子炉施設周辺の交通について、陸上交通は、鉄道路線として国鉄北陸本線及び小浜線が、道路として国道八号線、同二七号線及び北陸自動車道があるが、いずれも本件敷地中心から一〇キロメートル以上離れていること、昀寄りの道路は本件原子炉施設の炉心からの昀短距離が約一・二キロメートルの県道佐田立石敦賀線であること、海上交通は、重要港湾に指定されている敦賀港が本件敷地から約一二キロメートル離れたところにあること、航空関係については、本件敷地周辺に飛行場はなく、本件原子炉施設上空に定期航空路もないこと、本件原子炉施設周辺空域は航空自衛隊の練習区域となっているが、防衛庁通達によって発電所上空域は原則として飛行してはならないとされていることから、各交通関係については、本件原子炉施設の安全性に影響を及ぼすことはないものと判断した。
７　耐震設計
本件安全審査においては、本件原子炉施設の耐震設計について、耐震設計の方針、施設の耐震重要度の分類、地震力の算定、地震力と他の荷重の組合せ及び地震時における応力等の許容限界等の妥当性について検討し、本件原子炉施設が、想定されるいかなる地震力に対しても、これが大事故の誘因とならないよう、十分な耐震性を有するか否かについて審査した。
その結果、本件安全審査においては、次のとおり、本件原子炉施設の耐震設計の基本的方針は妥当であり、施設の耐震性を十分確保し得るものと判断した。
（一）　耐震設計の重要度分類
本件安全審査においては、ＬＭＦＢＲの設計の特徴を踏まえ、施設の持つ安全機能からみた耐震重要度分類の方針及び各施設の重要度分類の妥当性について検討し、本件原子炉施設が地震により機能を失うことによって想定される環境への影響の観点から、ＬＭＦＢＲの設計の特徴を十分に踏まえた耐震設計上の重要度分類がされているか否かを審査した。
（１）　耐震重要度分類の方針
本件許可申請においては、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拡散する可能性のあるもの、これらの事態を防止するために必要なもの及び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をＡクラスとし、更に、Ａクラスの施設のうち特に安全上重要な施設はＡｓクラスとしている。また、右において影響効果が比較的小さいものをＢクラスとし、Ａクラス、Ｂクラスに属さないものをＣクラスとしているが、ナトリウムの性状を考慮し、Ａクラス以外の施設で大量の液体ナトリウムを内蔵する施設はＢクラスとしている。
本件安全審査においては、右分類の方針は、放射性物質の外部放散による環境への影響を防止するために必要な機能を、その影響の程度の重大性に応じて分類する方針であり、妥当であると判断した。
（２）　各施設の重要度分類
（イ）　本件許可申請においては、主要な施設の重要度は次のように分類されている。
（ａ）　Ａクラスの施設
①原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管、②制御棒及び制御棒駆動機構（原子炉自動停止時の制御棒挿入に関する部分）、③原子炉格納容器、④補助冷却設備及び二次主冷却系設備（中間熱交換器からみて蒸気発生器の止め弁まで）、⑤炉外燃料貯蔵槽のうち燃料貯蔵容器及び回転ラック並びに水中燃料貯蔵設備の燃料池及び貯蔵ラック、⑥ガードベッセル、⑦アニュラス循環排気装置、⑧原子炉カバーガス等のバウンダリを構成する機器・配管等。
なお、このうち①ないし⑤はＡｓクラスとされている。
（ｂ）　Ｂクラスの施設
一次ナトリウム純化系設備、廃棄物処理設備、二次ナトリウム補助設備等。
（ｃ）　Ｃクラスの施設
発電器、蒸気タービン設備、淡水供給設備等、その他Ａ及びＢクラスに属さないもの。
（ｄ）　なお、主要施設の持つ機能を維持するために必要な補助施設は、主要設備と同等の重要度に分類される。また、これらの主要施設及び補助施設を支持する構
造物については、その施設の耐震設計に用いられる地


震動によって支持機能を失わないことを確認することとする。（ロ）　本件安全審査においては、これらの各施設の重要度は、基本方針に従い、施設の機能に基づいて分類されており、また、要求される機能に関連する補助施設等も考慮して、当該機能が損なわれることがないように配慮されていると認められるので、妥当であると判断した。
（二）　地震力の算定
本件安全審査においては、地震力の算定に用いる層せん断力係数、震度、地震動、静的解析及び動的解析による地震力の算定方法について検討し、地震力の算定が施設の重要度に応じた適切な方法によっているか否かを審査した。
（１）　静的解析に基づく地震力
本件許可申請においては、標準せん断力係数を○・二とし、建物、構造物の振動特性、地盤の種類等を考慮して求められる層せん断力係数から、静的解析に基づく水平地震力を求め、また、鉛直地震力については、震度○・三を基準とし、建物、構造物の振動特性、地盤の種類等を考慮した高さ方向に一定の震度（鉛直震度）が垂直方向に作用するものとされた。
そして、静的解析に際しては、Ａクラスの建物、構造物については、層せん断力係数の三倍及び鉛直震度から求められる地震力を静的地震力として用い、機器、配管では、建物、構築物に対する層せん断力係数の値を水平震度としたもの及び鉛直震度の一・二倍から求められる地震力が静的地震力とされ、Ｂクラスについては、層せん断力係数の一・五倍、Ｃクラスについては、層せん断力係数の一・○倍からそれぞれ求められる地震力が静的地震力とされた。
本件安全審査においては、右静的地震力の算定方法は、昀新の知見に基づいたものであり、支障はないと判断した。
（２）　動的解析に基づく地震力
（イ）　本件許可申請においては、動的解析に基づく地震力について、次のとおりとされている。
（ａ）　動的解析は、各施設を集中質点系等の解析モデルに置換して、剛性及び減衰量を適切に評価し、地盤との相互作用を考慮した上、スペクトルモーダル解析法、時刻歴モーダル解析法又は時刻歴直接積分法によって行う。（ｂ）　Ａ及びＡｓクラスの施設の地震応答解析は、基本的には施設が弾性的挙動をするものとして行われるが、建物、構築物については、基準地震動Ｓ２に対して弾性範囲をある程度以上超える場合にあっては、その超える程度を安全上支障のな
い範囲に制限した上、適切な減衰量、剛性を
考慮するか、又は実験等に基づく復元力特性を考慮して行う。（ｃ）　動的解析に際しては、基準地震動を敷地のＥＬ＋五メートルの位置に想定し、設置される建物、構築物等の地震波動に与える影響を適切に考慮して入力地震動を定める。
（ロ）　本件安全審査においては、動的解析に基づく地震力の算定についての基本方針は妥当であると判断した。すなわち、
（ａ）　本件許可申請における動的解析の手法は、既に工学的に一般的になっていて実績もある上、弾性範囲をある程度以上超える場合には、建物、構築物の構造特性等を考慮して、十分その安全性を確認する方針となっており、支障はないと判断した。
（ｂ）　本件許可申請における地震応答解析における地震動の取り扱いについては、重要な建物、構築物の設置レベル付近では、微小な粘土化帯の存在がみられるが、全体として堅硬な岩盤が分布し、その横波速度が約一・九キロメートル毎秒程度となっていること、これより下方はその横波速度もほぼ一様に漸増する傾向がみられることなどから、このような敷地の地盤条件で基準地震動を定めることは適切であると判断した。
（Ｃ）　荷重の組合せと許容限界
（１）　本件安全審査においては、原子炉施設の耐震設計においては、常時作用する荷重、運転時に施設に作用する荷重等と地震による荷重とを加算して考慮しなければならないとした上で、地震力と他の荷重との組合せ法の妥当性と、その組合せ荷重状態で施設に許容される応力限界等について検討し、Ａ、Ｂ及びＣクラスの施設については、弾性とみなされる範囲の状態を維持できるか否か、また、Ａｓクラスについては、基準地震動Ｓ２による地震力に対して弾性とみなされる範囲を超えることがあっても、その施設の機能に影響を及ぼすおそれがない程度であるか否かを審査した。
（２）　本件許可申請においては、荷重の組合せと許容限界の基本的方針について、次のとおりとされている。
（イ）　Ａクラスの建物、構築物については、常時作用している荷重及び運転時に施設に作用する加重と、基準地震動Ｓ１による地震力又は静的地震力と組み合わせ、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する。
そして、Ａｓクラスの建物、構築物については、右に加え、更に常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動Ｓ２に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建物、構築物の終局耐力に妥当な安全余裕を持たせる。
（ロ）　Ｂ、Ｃクラスの建物、構築物については、常時作用している荷重及び運転時に作用する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、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する。（ハ）　Ａクラスの機器、配管については、通常運転時、運転時の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Ｓ１による地震力又は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。Ａｓクラスの機器、配管については、右に加えて、通常運転時、運転時の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Ｓ２による地震力を組み合わせ、その結果発生する応力に対して構造物が局部的に降伏して塑性変形する場合でも、過大な変形、亀裂、破損等が生じることによってその施設の機能に影響を及ぼすことがないこととする。（ニ）　Ｂ、Ｃクラスの機器、配管についても、Ａクラスの場合と同様の荷重の組合せ及びその許容限界を用いる。
（ホ）　地震時に機能の維持を要求される施設に含まれる動的機器の地震時における動作機能については、実験等により確認する。


（ヘ）　地震力と組み合わせる運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じる荷重は、地震によって引き起こされる事象によりて作用する荷重とするが、地震によって引き起こされるおそれがなくても、長期間作用する事故時の荷重については、基準地震動Ｓ１による地震力又は静的地震力との組合せを考慮する。（３）　本件安全審査においては、右荷重の組合せと許容限界についての基本的方針を妥当であると判断した。すなわち、
（イ）　荷重の組合せに対する方針は、合理的で、妥当なものである。（ロ）　許容限界については、建物、構築物の場合は、基準地震動Ｓ１による地震力、又は静的地震力に対しては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とされ、機器、配管の場合についても、材料の降伏応力程度とされていることから、弾性範囲にあると認められる。また、基準地震動Ｓ２による地震力に対して、建物、構築物については、終局耐力に余裕を考慮して許容限界を定め、十分な変形能力を有していることを、機器、配管については、過夫な変形、亀裂、破損を
起こさないこ
とをそれぞれ確認することにより、施設の機能を喪失しないことが基本方針とされているので支障はない。
（ハ）　重要な動的機器の動作機能については、実験等によってその機能を確認する方針とされているので適切である。
８　本件安全審査の結論
本件安全審査においては、調査審議の結果、本件原子炉施設の立地条件及び地震に係る安全性について、本件原子炉施設が具体的審査基準に適合し、その基本設計ないし基本的設計方針において、本件原子炉施設の周辺において発生するおそれのある地震を含め、本件原子炉施設の立地条件を考慮しても、本件原子炉施設の安全性を確保することができ、原子炉等による災害の防止上支障がないものとした。
二　当裁判所の判断
１　立地、気象、水理、社会環境に関する本件安全審査の調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるような看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。
２　地盤に係る安全性については、①敷地付近及び敷地周辺において、将来、土地の大きな陥没や火山活動など、大きな地変が発生し、本件敷地に影響を及ぼすおそれのないこと、②本件敷地において地すべりや山津波などが発生し、本件原子炉施設に損傷を与えるおそれのないこと、③敷地周辺で想定される地震等によって、本件敷地の地盤が崩壊するおそれのないことがそれぞれ必要であるところ、本件安全審査においては、本件敷地の地盤は、地震時にも崩壊などによって施設に影響を与えるおそれはなく、安定した地盤であること、本件原子炉施設を支持する地盤は、施設の自重や想定される地震時の荷重によって不等沈下や地盤破壊等が起こることはなく、本件原子炉施設の安全性を十分確保できることが確認されており、本件許可申請について右①ないし③が満たされることが確認されたということができるから、本件安全審査の調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵と言えるような看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。
３　耐震設計については、原子炉施設の耐震設計が適切に行われたといいうるためには、①施設の耐震設計上の重要度分類が適切に行われていること、②設計用昀強地震及び設計用限界地震想定の前提となる考慮すべき地震の選定が適切に行われていること、③設計用昀強地震によってもたらされる基準地震動Ｓ１及び設計用限界地震によってもたらされる基準地震動Ｓ２について、地震動の諸特性が適切に決定
されてい
ること、④耐震設計が十分な耐震安全性を確保し得る適切な手法で行われることがそれぞれ必要であるところ、本件安全審査においては、本件許可申請について右①ないし④が満たされることが確認されたということができるから、本件安全審査の調査審議及び判断の過程に重大かつ明白な瑕疵といえるような看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。
三　原告らの主張について
１　地震について
（一）　過去の被害地震（歴史地震）について
原告らは、被告が、敷地周辺に被害を及ぼした過去の地震を本件敷地からの震央距離が一五〇キロメートル以内のものに限ったことは不合理である旨主張する。この点、前記（第二、五、５、（五））のとおり、「耐震設計審査指針」は、遠距離地震を考慮することを求めているところ、本件安全審査においては、基準地震動の策定に当たり、本件敷地からの震央距離が一五〇キロメートル以遠の歴史地震を考慮していないことは当事者間に争いがない。しかし、乙ニ三の一（証人Ｐ３調書一）二九丁裏、四三丁表によれば、これは、これら遠方の地震が本件敷地に与える影響が、考慮した地震のそれを下回るからであることが認められ、これに反する証拠はない。
したがって、本件安全審査において、震央距離が一五〇キロメートル以遠の歴史地震を考慮しなかったことは、不合理ではなく、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　活断層の存在、連続性、同時活動性、活断層から起こる地震について原告らは、活断層の存在、連続性、同時活動性、活断層から起こる地震等についての本件安全審査には誤りがある旨主張する。
（１）　リニアメントについて
原告らは、本件敷地周辺には、白木―丹生間にほぼ南北方向に延びる延長約四キロメートルのリニアメント（以下「白木―丹生リニアメント」という。）が存在するほか、立石―浦底間にもリニアメントが、また本件敷地の近傍にやや不明瞭な三本のリニアメントがそれぞれ存在するなど、本件敷地は多数の断層に取り囲まれているとし、これらは活断層であるから、本件安全審査においてこれらを評価の対象としなかったことは不合理である旨主張する。
この点、乙ハ一及び乙ニ三の一（証人Ｐ３調書一）三〇丁裏ないし三二丁裏によれば、リニアメントは、断層の活動によって形成される場合もあれば、浸食等によって形成される場合もあることから、リニアメントに対応する活断層が存在するか否かは、断層変位を特徴づける他の地形的特徴の有無や地表踏査の結果に基づき判断する必要があることが認められるので、以下、原告らの指摘する各リニアメントについて検討する。
（イ）　白木―丹生リニアメントについて


乙ハ一によれば、白木―丹生リニアメントは、「［新編］日本の活断層」において、確実度Ⅲ、すなわち活断層の可能性があるが、変位の向きが不明であったり、他の原因によってリニアメントが形成された疑いが残るもので、活断層である確率が五〇パーセント以下のものと位置づけられていることが認められる。そして、乙一六・六―三―三〇頁によれば、本件許可申請に際して、申請者は、白木―丹生間リニアメント付近の地質等について調査を行い、①右リニアメント沿いに、断層の存在を特徴づけるような変位地形は認められないこと、②右粘土化した部分を覆う地層（第四紀層の堆積層）に、活断層運動による変位は認められないことを確認したことが認められる。
また、乙ニ三の一（証人Ｐ３調書一）三六丁裏ないし三八丁裏によれば、本件安全審査においては、右申請者の調査の妥当性を確認した上、右リニアメントに対応する位置に、粘土化した花崗岩が所々認められたが、リニアメントが断層運動によって形成された場合には、その力学的作用によって元々の岩石組織は破砕されるのが一般的であるところ、粘土化した花崗岩の中の岩石組織は破砕されずそのまま残されていることが確認されており、リニアメントが断層運動によって形成された場合の一般的特徴がみられないこと、その他断層の活動の存在を示唆するような地形的特徴が認められないことなどから、白木―丹生リニアメント上に所々みられる粘土化帯は、断層活動以外の原因で生じた節理面（岩石の割れ目）を有する花崗岩が、熱水変質作用（地下深部の温度の高い水溶液等により、岩石を構成している鉱物が化学的に変質して新しい鉱物が生じる作用。）を受けて生じたものと考えられるとした。そして、他に右リニアメントに対応する断層が存在することを根拠づけるものはないとした上で、右リニアメントは、右の理由で粘土化した軟弱な部分が選択的に浸食されることによって低地帯が形成され、その端部が線状模様になった地形であると考えるのが合理的であり、活断層の活動によって形成された地形ではないと判断したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
したがって、同リニアメントに対応する断層が存在するとは認め難いというべきであり、他にこれを認めるに足りる証拠もない。
（ロ）　立石―浦底間のリニアメントについて立石―浦底間のリニアメントは、平成三年に発刊された「［新編］日本の活断層」（甲ハ二三）において確実度Ⅲから確実度Ⅰに変更されたから、現時点では右リニアメントは活動層と判断するのが相当である。しかし、右リニアメントは、長さが約四キロメートルと短いから、これが活断層であるとしても本件原子炉施設の地盤の健全性に影響を及ぼすものではなく、本件安全審査の合理性を左右するものではないことが明らかである。
（ハ）　他のリニアメントについて
乙一六・六―三―三〇頁及び乙ニ三の一（証人Ｐ３調書一）三八丁表によれば、本件安全審査においては、白木―丹生リニアメント以外の三本のリニアメントについては、現地踏査の結果、右各リニアメントの延長線上に、局所的に、幅数センチメートルないし数十センチメートル程度、比較的連続性があるもので幅二メートル以下の粘土化帯が認められたが、粘土化帯をリニアメントが走行する方向に追跡したところ、破砕帯は認められず、未変質部分が現れ、堅岩露頭が分布することが観察されたこと、他に断層の存在を特徴づけるような変位地形は認められないことから、これらのリニアメントは断層の活動によって形成された地形ではないことを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、これらのリニアメントに対応する断層が存在するものと扱わなかった本件安全審査に不合理な点はないというべきであるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　敦賀半島西岸断層について
原告らは、城ケ崎沖合から敦賀半島の白木―丹生間の谷を通り、Ｓ―１６断層の北部まで、延長約一九キロメートルの横ずれ段層（敦賀半島西岸断層）があり、これによってマグニチュード六・九の直下型地震が生じる旨主張する。そして、原告らは、その根拠として、①リニアメントの存在、②三角末端面の存在、③三角形状の地塊の移動、④海底断層の存在等の地形的特徴を挙げるので、以下、これらの点について検討する。
（イ）　リニアメントの存在について
原告らは、白木―丹生リニアメントに平行するリニアメントが存在することを根
拠として主張し、甲ニ三の三（証人Ｐ４調書三）三
七丁裏、三八丁表にはこれに沿う証言がある。
しかし、右証言は、リニアメントらしきものが白木―丹生リニアメントの西側にもう一本あるが、直線的にずっと続いているとは必ずしも確認できなかったというものにとどまるし、「［新版］日本の活断層」（乙ハ一）においても、白木―丹生リニァメントの西側にこれに平行するようなリニアメントが図示されていないことからすると、右リニアメントの存在自体、なお疑問が残るというべきである。
（ロ）　三角末端面について
原告らは、白木峠南方一キロメートルに存在する尾根筋には、西側側面が途中で断ち切られたような三角形状の地形があり、これが活断層運動によって形成された三角末端面であることを根拠として主張する。
しかし、乙ニ三の一（証人Ｐ３調書一）四四丁表ないし四七丁表には、①仮に右三角形状の地形が活断層運動によって形成された三角末端面であるとすれば、その西側斜面のすそを通ってリニアメントが走行しているのが普通であるが、右西側斜面にはリニァメントは認められない（なお、前記（（１）、（イ））のとおり、白木―丹生間のリニアメントは断層運動により形成されたものではない。）、②原告ら主張のリニアメントの走向方向と、右三角形状の地形の等高線の走向方向とは一致しなければならないところ、両者の走行方向は斜交していて一致しない、③活断層運動によって三角末端面が形成される場合には、複数の三角末端面のすそが線状につながることが普通であるが、原告ら主張の断層の走行方向には右三角形状の地形の外に三角形状の地形は認められていない、④他に活断層運動による変位地形も認められないとの証言があり、これに反する証拠はない。そうすると、右三角形状の地形が、活断層運動によって形成された断層変位地形としての三角末端面に当たると認めることはできないというべきである。
（ハ）　地塊の移動について
原告らは、敦賀半島西岸断層、Ｓ―２１ないしＳ―２６断層及びＳ―１２ないしＳ―１７断層によって区切られる三角形の地塊（特牛崎地塊）を敦賀半島西岸断層に沿って南方に移動させた場合、山の尾根筋や海岸線が東西にわたってなめらかに連続することから、右地塊が北方に移動したことによって横ずれ断層である敦賀半島西岸断層が形成された旨主張する。
しかし、乙ニ三の一（証人Ｐ３調書一）四四丁表、同裏によれば、仮に右地塊が


北方へ移動したも
のであるならば、右地塊の北縁には東西方向の断層がなければならないと認められるところ、乙一六・六―三―一〇一頁によれば、右地塊の北縁にあるＳ―１２ないしＳ―１４断層の走行方向はいずれもほぼ南北方向であり、その北にあるＳ―１ないしＳ―１６の断層群の走行方向も同じく南北方向であることが認められるのであって、右地塊の移動から敦賀半島西岸断層の存在を根拠づけることはできないというべきである。
（二）　海底断層の存在について
原告らは、海上保安庁水路部の海底音波探査の結果、Ｓ―１７断層と本件原子炉施設との間の海域（白木北方沖合）及び白木―丹生間のリニアメントの南側部分（美浜原子力発電所の南方付近）の海域にいくつもの枝分かれした断層が認められるとし、敦賀半島西岸断層が右の地点を走行する旨主張する。しかし、乙一六・六―三―一〇一頁、一〇三頁によれば、海上保安庁水路部の資料においては、白木北方沖合については、Ｓ―１７断層の部分に海底断層の存在が推定されるにとどまり、右断層と陸域との間には断層の存在は推定されていないこと、また、美浜原子力発電所の南方付近の海底にも断層の存在は示されていないことが認められる。また、Ｓ―１７断層と陸域との間に活断層の存在を示す地形的な特徴も認められない。したがって、海底断層の存在から敦賀半島西岸断層の存在を根拠づけることはできないというべきである。
（ホ）　なお、原告らは、甲ハ四九の海上保安庁水路部の海底音波探査記録によれば、敦賀半島西岸半島の存在を示す地層の乱れがあることがうかがわれる旨主張するが、右証拠は不鮮明なものである上、地層の乱れがすなわち断層であるということにもならないから、右証拠から同断層の存在を認めることはできない。（ヘ）　以上からすると、敦賀半島西岸断層の存在を認めるに足りる証拠はないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（３）　海底断層Ｓ―１、甲楽城断層、山中断層及び柳ケ瀬断層の連続性、同時活
動性について
（イ）　原告らは、海底断層Ｓ―１、甲楽城断層、山中断層及び柳ケ瀬断層は雁行しているから、一つの断層系として評価すべきであり、これらが一体となって活動すれば、被告が考慮すべき限界地震を上回る地震動が生じる旨主張する。（ロ）　しかし、前記（一、２、（一）、（２）、（ロ）、（ｂ））に加え、甲ハ
二三及び乙一六・六―三―九ないし一五頁によ
れば、本件安全審査においては、次のとおり、文献調査、空中写真判読、地形、地表、地質調査、海上保安庁の調査活動等に照らし、右各活断層の間に連続性は認められず、また、右各活断層が一つの断層系としてその全域が同時に活動するとは認められないことを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
すなわち、①甲楽城断層の海域部については、海上保安庁水路部資料により、沖合数百メートルの海底に大谷沢沢口から干飯崎沖までに推定断層が図示されているが、音波探査結果によれば、干飯崎沖に断層が推定されるものの、この推定断層は干飯崎沖より北西方向へは延長していないと判断できるので、甲楽城断層とＳ―１断層との間に連続性は認められない（乙一六・六－三１一四頁、一五頁）。②　甲楽城断層の陸域については、大谷沢の沢口に認められた破砕帯を覆う扇状地の堆積物が断層によって変位を受けていないこと、大谷沢付近に変位地形がみられないことから、五万年前以降の活動はないと判断できる（乙一六・六―三―一五頁）。③　柳ケ瀬断層については、椿坂峠から南の部分では活動性は高いと考えられるが、椿坂峠から北の部分では、活動性は低いと考えられ、柳ケ瀬断層の活動性は、椿坂峠付近を境にして、北側と南側とで異なる（乙一六・六―三―一二頁）。④　山中断層は、柳ケ瀬断層北端部と甲楽城断層南端部の間に位置し、北西南東方向に走向する長さ五キロメートルの断層である（甲ハ二三）。⑤　甲楽城断層と柳ケ瀬断層との関連については、空中写真判読からは両断層を結ぶリニアメントが認められないこと、地表地質調査の結果、柳ケ瀬断層北端部から甲楽城断層南端部へ連続する破砕帯が認められないこと、柳ケ瀬断層の両側の古生層は構成岩種や地質構造が明瞭に異なるが、甲楽城断層南端部では両側の地質に明瞭な差がないから、両断層の形成過程は異なると考えられること、柳ケ瀬断層は五〇ないし六〇度の西側傾斜、甲楽城断層は六〇度の東側傾斜ないしは九〇度の垂直方向であり、断層面の傾斜方向と傾斜角度が異なること、両断層の破砕帯にみられる条線が各々異なった産状を示していることなどから、両断層間に連続性は認められない（乙一六・六―三―一二頁、一三頁）。
（ハ）　そうすると、甲楽城断層と柳ケ瀬断層との連続性は認められず、また、甲楽城断層と柳ケ瀬断層とが山中断層を介して連続する、あるいはこれらの断層が一つの断層系として同時に活動すると考える根拠もないというべきである。
（ニ）　これに対して、甲ニ三の二（証人Ｐ４調書二）六三丁裏及び甲ニ三の四（証人Ｐ４調書四）四九丁表には、右各活断層が連続していなくても、これらが雁行していることのみから、一本の断層系として考慮すべきである旨の証言があるが、右考え方には、合理的根拠が述べられていないし、右考え方が学界において支持されているとも認められないから、採用できない。


また、原告らは、蝶番断層の場合は、一本の断層であっても傾斜が部分的に異なることがあるとして、柳ケ瀬断層と甲楽城断層の断層面の傾斜が異なることは、両者が一本の断層であることを否定する理由にはならない旨主張する。しかし、乙ハ一四によれば、蝶番断層とは、断層の一方の地塊が断層面に垂直な方向を軸として、他方の地塊に対して相対的に回転運動した断層であると認められる。したがって、断層の両端で低下側が逆になることはあっても（すなわち、南北に走る断層の北半分では断層の西側が低下し、断層の南半分では断層の東側が低下するなど。）、断層の両端で断層面の傾きが逆になることはない（すなわち、南北に走る断層の北半分と南半分で、傾斜面が逆になることはない。）というべきである。しかし、前記（ロ）のとおり、甲楽城断層と柳ケ瀬断層とは傾斜が逆であるから、蝶番断層としての特徴を有していない。また、他に甲楽城断層と柳ケ瀬断層が蝶番断層であるとする学術的見解があるという証拠もない。なお、原告らは、「［新編］日本の活断層」（甲ハ二三）では、甲楽城活断層は「西側対低下」とされているのに、本件許可申請書においては、甲楽城断層の傾斜について、「六〇度Ｅ」と記載されていることから（乙一六・六―三―一三頁）、甲楽城断層と柳ケ瀬断層の傾斜が異なるとした本件安全審査は、甲楽城断層の傾斜を誤って評価したものである旨主張するが、本件許可申請書の「六〇度Ｅ」の記載は、傾斜が東側方向の水平面から下方に六〇度傾いていることを意味するものと解されるから、逆断層である甲楽城断層においては、右記載は隆起側は東側で西落ち（西側低下）を示すことになるのであって、右記載は「［新編］日本の活断層」の記載と矛盾するものではない。
（ホ）　したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（４）　野坂
断層とＳ―２１ないしＳ
―２７断層の連続性について
原告らは、野坂断層とＳ―２１ないしＳ―２７断層とは連続しており、右断層からはマグエチユード七・三の地震が発生する旨主張する。しかし、乙一六・六―三―二六頁、二七頁、一〇一頁によれば、海上保安庁の音波探査において、Ｓ―２１ないしＳ―２７断層と野坂断層との間の海域に断層は推定されていないことが認められ、他に原告らの主張を認めるに足りる証拠はないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（５）　Ｓ―１５ないしＳ―１７断層と白木―丹生リニアメントの同時活動性につ
いて
原告らは、Ｓ―１５ないしＳ―１７断層と白木―丹生リニアメントは連続している旨主張する。
しかし、甲ハ七〇及び乙一六・六―三―三〇頁、三一頁によれば、Ｓ―１５ないしＳ―１７断層について、海上保安庁水路部は、その海底地質構造図において、Ｓ―１５、Ｓ―１７断層を伏在断層としてその存在を推定しているにとどまっている上、活断層であるとはしていないことが認められる。また、前記（（１）、（イ））のとおり、白木―丹生リニアメントは活断層運動によって生じたものとは認められない。したがって、Ｓ―１５ないしＳ―１７断層と白木―丹生リニアメントを一体として評価すべき理由はないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（６）　連続しない複数の断層の同時活動性について
原告らは、型が異なり連続性が認められない断層であっても、近傍に存在する場合には同時に活動する可能性があることを前提とした上で、①山中断層と甲楽城断層と柳ケ瀬断層、②白木―丹生リニアメントとＳ―１５ないしＳ―１７断層、③野坂断層とＳ―２１ないしＳ―２７断層、④木ノ芽峠断層（敦賀断層）と花折断層が同時に活動する可能性がある旨主張し、さらに、地震地体構造を考えると、①花折断層で地震が発生するとしても、木ノ芽峠断層も動くとみるべきであるから、震央距離は六〇キロメートルから五〇キロメートルとなる、②山中断層と甲楽城断層と柳ケ瀬断層は、一体となった断層系として考える必要があり、甲楽城断層の位置にマグニチュード七・八の地震が発生する旨主張する。
この点、平成七年の兵庫県南部地震において、近傍にある複数の断層が同時に活動したことは当事者間に争いがない。しかし、甲ハ六〇によれば、兵庫県南部地震は、六甲―淡路断層帯という、既知の活断層の密集体の一部が変位したことにより発生したものと解されているところ、右断層帯は従前から安全委員会において一連の断層として評価されていたものであったことが認められ、何ら関連性のない断層が、近傍にあるということだけを理由に同時に活動したものではない。したがって、兵庫県南部地震の発生をもって、断層が近傍に存在する場合には同時に活動する可能性があるということはできず、他に原告らの主張を認めるに足りる証拠はない。なお、後記（８）のとおり、金折裕司が提唱する「マイクロプレートモデル」は、そもそも、構造線を構成する複数の活断層が同時に活動し、格別に大きい地震を起こすことを内容とするものではない。したがって、原告らの主張はその前提を欠くものである。なお、山中断層と甲楽城断層と柳ケ瀬断層が連続しないことは前記（３）の、②白木―丹生リニアメントとＳ―１５ないし１７断層の同時活動性がないことは前記（５）の、③野坂断層とＳ―２１ないしＳ―２７断層が連続しないことは前記（４）のとおりである。（７）　木ノ芽峠断層（敦賀断層）と柳ケ瀬断層の同時活動性についてなお、甲ハ六六には、木ノ芽峠断層と柳ケ瀬断層が、約七〇〇年前に同時に活動した可能性があり、これを古文書のデータなどと照らし合わせると、一三二五年にこれらの断層が同時に活動して地震を引き起こした可能性が高く、将来、木ノ芽峠断層と柳ケ瀬断層が同時に動いた場合、マグニチュード七・二の地震が発生する可能性があるとの記載がある。しかし、本件安全審査においては、木ノ芽峠断層と柳ケ瀬断層が同時に活動することは想定していないが、前記（一、２、（一）、（１）、（ロ））のとおり、右一三二五年の地震（正中近江の地震）は、設計用昀強地震の選定に当たって考慮しており、前記（一、２、（一）、（二）、（ニ）及び同（５）、（ロ））のとおり、木ノ芽峠断層及び柳ケ瀬断層から起こる地震については、それぞれマグニチュード七・二を想定して設計用限界地震として考慮しているから、右文献は本件安全審査の合理性を左右するものではない。
（８）　マイクロプレートモデルについて


原告らは、金折裕司が提唱する「マイクロプレートモデル」に基づき、マイクロプレート境界である敦賀湾―伊勢湾構造線上にある甲楽城断層、柳ケ瀬断層系では大規模な地震が発生し、その場合、右境界から一一キロメートルの距離に位置する
本件原子炉施設に
危険が及ぶ旨主張する。
しかし、甲ハ三七によれば、マイクロプレートモデルは、マグニチュード六・四以上の被害地震が、活断層を結ぶ線で定義される構造線やブロック境界線に沿って発生していることから、中部日本のブロック構造モデルとして提唱され、その後日本列島全域に拡張された理論であること、その内容は、右ブロック境界の活動には静穏期と活動期とがあり、活動期に入ると地震が構造線やブロック境界線上で間欠的に発生し、境界全体が活動した断層で全て覆われると活動期が終息するというものであることが認められる。したがって、右理論は、構造線を構成する複数の活断層が同時に活動し、格別大きい地震が発生することを述べたものではなく、右理論により、甲楽城断層、柳ケ瀬断層系が一つの断層として活動するということはできない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（９）　近畿三角地帯について
原告らは、花折・金剛構造線、敦賀湾・伊勢湾構造線及び中央構造線によって囲まれる近畿三角地帯の底辺に当たる中央構造線の活動性が高まっており、そのうちの一〇〇キロメートルが動いた場合には、マグニチュード八・二の巨大地震が発生し、その場合、本件原子炉施設の敷地に大きな影響を与える旨主張する。この点、右一〇〇キロメートルがどの範囲を指すのかについて、原告らの主張は不明確であるが、仮に本件原子炉施設の敷地に昀も近いところ（奈良県五条から三重県伊勢までの約一〇〇キロメートル）を検討すると、甲ハ二三及び甲ニ三の四（証人Ｐ４調書四）三九丁裏、四〇丁表によれば、五条以西（近畿三角地帯の底辺の左側になる。）と以東とでは活動度に大きな相違があり、五条以東では約五〇万年前以降は活動が停止していることが、乙ハ五によれば、高見峠付近にはリニアメントがあるが、右リニアメントは、明瞭な活断層地形を示さないリニアメントであり選択的浸食により生じた可能性もあるため、「［新編］日本の活断層」では確実度Ⅲとされていることがそれぞれ認められ、近畿三角地帯の底辺に当たる中央構造線が一〇〇キロメートルにわたって活動する現実的可能性があると認めるに足りる証拠はないというべきである。
また、甲ニ三の四（証人Ｐ４調書四）四一丁表及び乙ハ六によれば、本件原子炉施設から中央構造線までは、昀も近いところで約一五〇キロメートルの距離があることが認められ、また、甲ニ三の四（証人Ｐ４調書四）四一丁表、同裏及び乙三二の一（証人Ｐ３調書）添付⑩によれば、この距離で仮にマグニチュード八・二の地震が発生したとしても、震度Ｖのゾーンに入ることが認められるから、本件原子炉施設の敷地に対するその影響は、考慮すべき限界地震として選定した甲楽城断層（震度Ⅵのゾーン）よりも小さいことが明らかであり、中央構造線の活動は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（１０）　甲楽城断層による地震の想定について
原告らは、甲楽城断層による地震はマグニチュード七・三、本件敷地との昀短距離約一二・五キロメートル（震央距離一五キロメートル）として評価すべきであるのに、本件安全審査においてマグニチュード七・○、震央距離一一・五キロメートルと評価したのは誤りである旨主張する。
この点、甲ハ六七・一九九頁には、甲楽城断層の位置に対応するとみられる「空白域Ｄ」に発生する地震としてマグユチにード七・三と記載されている。しかし、右は、長期間地震が発生していないブロック境界の断層について認められる空白域では、歪エネルギーが蓄積されているという空白域の考え方に基づくものであるところ、前記（第二、三、５、（一）、（２））のとおり、右考え方は、「歴史地震の発生が知られていないブロック境界については、地震の空白域や次の地震で破壊する領域を予測することが困難である。」として、「仮にそれを構成する大規模な活断層を次の地震での破壊域とみなし、地震危険度評価を試みる。」と断った上で、空白域を破壊域とあえて仮定し、想定される地震のマグニチュード等を試算しているにすぎないのであって、空白域において地震が発生する蓋然性があることや、その近辺の複数の活断層が同時活動する具体的可能性があることは述べられていない。したがって、甲ハ六七の記載から、本件安全審査における甲楽城断層の評価が不合理であるということはできない。
そして、前記（一、２、（一）、（２）、（ロ）、（ｂ）、（３））のとおり、本件安全審査においては、甲楽城断層は大谷沢から干飯崎沖までの長さ二〇キロメートルの断層として考慮することが適切であるとしているが、乙一六・六―三―四頁、一五頁、六―五―三一頁によれば、右判断に当たっては、①地形調査の結果か
ら、現海岸はリニアメント付近にあった
断層崖が海岸浸食によって後退し、現在に至ったものと推定され、これによれば、右断層は海底に認められるリニァメント状地形の位置に推定するのが適切と考えられること、②海上保安庁の資料及び申請者の行った音波探査の結果によれば、海底のリニアメント状地形に沿って大谷付近から干飯崎沖までの約一八・五キロメートルにわたり伏在断層が推定されること、③陸域については、大谷と敦賀市杉津の中間の沢に長さ約一・五キロメートルのリニアメントが認められるにすぎず、現地の露頭調査では、右陸域のリニアメントの位置に対応する大谷付近の大谷沢口に幅五〇ないし一二〇メートルの比較的規模の大きな破砕帯が認められることを確認していることが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
２　地盤について
（一）　岩級（岩盤）分類について