一九九〇（平成二）年六月一〇日、出力上昇中にナトサウムの不純物濃度の指標となるプラギング温度が上昇し、一四〇℃で安定したが、通常の一時的現象と考えられた同月二〇日、プラギング計の特性曲線上に一八○℃に相当するプラギング温度が観測されたが、水素化合物によるものであり、水素は中間熱交換器の伝熱管を透過して二次系に抜けるので、注意を払う必要はないとされた。同月二六日、一次ナトリウム純化系のコールドトラップのうち一基が閉塞し、同月三〇日にはもう一基も閉塞した。
右事故の原因は、フィルタカートリッジ系カバーガスの放射能測定系のポンプシール膜が部分的に裂け、カバーガスに空気が混入し、その結果、一次系ナトリウムが酸素等により汚染され、プラギング温度が上昇したことにあった。なお、酸素の混入量は、酸化ナトリウム換算で三〇〇ないし三五〇キログラムと推定された。
２　本件安全審査との関係
前記（第四、三、５）のとおり、本件原子炉施設においては、一次アルゴンガス系内の圧力は、右アルゴンガス系が配置される各部屋の雰囲気の気圧よりも若干高くなるように保持されるから、本件原子炉施設において、仮に右アルゴンガス系の設備に破損が生じたとしても、アルゴン・カバーガス中に空気が混入することは想定し難い。また、前記（第四、三、４、（一）、（２）、（イ））のとおり、ナトリウム中の不純物を除去するためにコールドトラップが設置され、これによって、本件原子炉施設の通常運転中のナトリウム中酸素濃度は一〇ＰＰｍ以下に保たれる
から一ナトリウム中に不純物が生じ、右不純物による
腐食によって配管が破損したり、破断したりすることは想定し難い。したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
六　スーパーフェニックスのナトリウム漏えい事故
１　事故の概要と原因
甲イ二九ないし三三、甲イ六二及び乙ニ二の七（証人Ｐ９調書七）三八丁表ないし三九丁裏によれば、次のとおりと認められる。
一九八七（昭和六二）年三月、スーパーフェニックスの炉外燃料貯蔵槽から液体ナトリウムが漏えいした。漏えい量は当初五〇〇リットル／日であったが、四月中旬以降止まった。
右事故の原因は、炉外燃料貯蔵槽と支持板の溶接が適切にされていなかったことに加え、水を張った試験後の不十分な水抜きにより溶接部分にさびが生じ、このさびとナトリウムとが反応して生成された水素が材料（炭素鋼）中に浸透したことにより、残留応力の下で割れが生じ、ついには炉外燃料貯蔵槽を貫通したことによると考えられている。
２　本件安全審査との関係
右事故の原因は、不十分な溶接と水抜きにあるところ、右は本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関連しないものである。したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
七　フェニックスの異常な反応度低下
１　事故の概要と原因
甲イ九五、九七、甲イ一七四、乙イ七六及び乙ニ二の七（証人Ｐ９調書七）三〇丁裏、三一丁表によれば、次のとおりと認められる。
フェニックスは、フランスのマルクールに設置されたタンク型高速原型炉（電気出力二五万キロワット）である。
一九八九（平成元年八月、九月、平成二年九月の三回と、炉心の反応度（中性子検出器の信号）が異常に低下して、原子炉が自動停止した。右反応度低下については、当初は、①一次冷却系のアルゴンガスが何らかの原因で液体ナトリウム中に巻き込まれ、アルゴンガスが炉心周辺部を通過したと推定され、炉心へのガスの注入試験を含め様々な原因調査が行われた。その結果、ガスの巻き込みが原因であると仮定した場合には、数百リットルにも及ぶ極めて大量のガスが炉心周辺部を通過することが必要になるが、このようなことは現実的には想定し難いことから、結局、ガスの巻き込みは原因ではないとされた。また、②電気的なノイズが原因として検討されたが、現在のところ、原子炉容器の下部に設置されている検出器による中性子束の変化は、電気的なノイズによるものではなく、実際の中性子束の変化を表したものであると考えられている。このため、③燃料集合体の変位等、他の原因に注目した調査が行われている。２　本件安全審査との関係
右事故は、原因が解明されているとは言い難いが、前記（第四、一、１―（一）、（４）、同２、（三）及び第六、二、４、（一）、（３）、（ロ）、（ａ））のとおり、本件原子炉施設においては、アルゴンガスの巻き込み対策が十分されていること、燃料集合体は過大な変形等を防止し得る構造となっていること、中性子束が異常に変化した場合は、原子炉緊急停止装置が働き原子炉が停止することから本件原子炉施設においては、右事故の原因として考えられているいずれかの原因によって事故が起こることは想定し難い。
したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。八　フェニックスの中間熱交換器からの二次系ナトリウム漏えい事故
１　事故の概要と原因
甲イ五二及び乙イ七六によれば、次のとおりと認められる。一九七六（昭和五一）年七月一一日、六基ある中間熱交換器（ステンレス鋼製）の一つの頂部からナトリウムが漏えいして小火災が発生し、同年一〇月三日も別の中間熱交換器の同じ箇所からナトリウムが漏えいして火災を引き起こした。右事故の原因は、下降管と中間熱交換器胴との間に予想を上回る熱膨張差が生じたことにより、二次系ナトリウム出口の上蓋と内壁をつなぐ溶接部（七月の事故）、二次系ナトリウム出口部の上部プレート（一〇月の事故）に破損が生じたことにある。
２　本件安全審査との関係
前記（第四、一、３、（二））に加え、乙イ七六によれば、本件原子炉施設の中間熱交換器については、すべての運転状態において生じると考えられる圧力、熱荷重、地震荷重等の必要な荷重の組合せに耐え、かつ機能を維持できるよう設計されていること、万一漏えいがあった場合も、これを速やかに検出できることが認められる。
したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
九　ＴＭＩ事故
１　事故の概要及び原因
甲イ一六、甲イ一五〇及び甲イ三八八によれば、次のとおりと認められる。
（一）　事故の概要
ＴＭＩ二号炉は、米国ペンシルバニア州スリーマイル島上に設置されたＰＷＲ（電気出力九五万九〇〇〇キロワット）である。
一九七九（昭和五四）年三月二八日、原子炉は定格の九七パーセントの出力で運転されていたが、何らかの事情により、二次系の主給水ポンプが停止し、ほぼ同時にタービンが停止した。その結果、一次系の温度、圧力が上昇し、加圧器逃し弁が開き、原子炉がスクラムした。


これにより、一次系圧力は急速に低下Ｌ、加圧器逃し弁の閉設定圧力以下となったが、この弁が故障して開いたままの状態となり、一次冷却材が格納容器に流出し、小規模の一次冷却材喪失事故の状態となった。
そして、二分後に非常用炉心冷却装置高圧注水系が自動起動したが、一次冷却材が局所的に沸騰を起こし、発生した蒸気泡が冷却材を加圧器に押し上げて、一次冷却材の量が増加しているかの如き現象を呈したことから、運転員は、高圧注水ポンプ一台を停止し、もう一台の流量を昀低限にまで絞った。そのため、一時冷却材はますます減少し、蒸気泡が増加したことから、冷却材ポンプの振動が激しくなり，ポンプの破損をおそれた運転員は、冷却材ポンプ四台全てを停止した。これにより、ポンプが運転されている間は循環して炉心を冷却していた水、蒸気の流れが止まり、蒸気と水が分離し、炉心の上部が蒸気中に露出した。炉心は三分の二ほど露出したと推測され、露出した燃料は温度が急上昇し、大量の放射性物質が一次系内に放出された。また、燃料被覆管と蒸気が反応して、大量の水素が発生した。
（二）　事故の影響
環境へ放出された放射性物質の大部分は、気体状の放射性物質であり、放射性希ガス約二五〇万キュリー、放射性よう素のうち、よう素一三一が約一・五キュリーと推定された。放出経路は、主として放射性物質を含んだ一次冷却材が抽出され、補助建置内の抽出、充填系で脱気される際に出てくる放射性ガスが配管や機器の漏えい箇所から外へ出たもので、補助建屋の換気系によって、排気筒から環境に放出されたものであり、液体状の放射性物質は微量であり、問題となるものではなかった。
環境に放出された放射性物質による周辺公衆の外部全身被曝量については、半径八○キロメートル以内の住民約二一六万人についての集団線量の現在昀も信頼できる値としては、家屋の遮へい効果等を考慮した場合、約二〇〇〇人レム（個人の被曝線量は平均約一ミリレムと推定されている。
（三）　事故の原因右事故の経過によれば、主給水喪失が炉心損傷にまで拡大した決定的要因は、①加圧器逃し弁が約二時間二〇分にもわたって開放されたままの状
態に置
かれていたこと、②高圧注水ポンプの流量が約三時間一六分にもわたり昀小限にしぼられた状態にあった点にあった。
２　本件安全審査との関係
ＴＭＩ二号炉は、ＰＷＲであり、ＬＭＦＢＲである本件原子炉施設とは炉型を異にし、加圧器逃し弁は存在しないから、本件原子炉施設において、右事故と同様の事故が発生することは想定し難い。また、右事故の原因は、直接的には運転員が原子炉の状況を的確に把握できなかったことから適切な運転操作を行えなかったという、計測制御装置と運転管理に問題があったことにあるところ、右は、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関連しないものである。したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。一〇　ＰＦＲの一次主冷却系循環ポンプ潤滑油の一次系ナトリウム中への混入
１　事故の概要と原因
乙イ七六によれば、次のとおりと認められる。
ＰＦＲは、実験炉ＤＦＲに続いてイギリスのドーンレイに建設された電気出力二七万キロワットのタンク型高速原型炉である。
ＰＦＲは、一九九一（平成三）年五月から、ほぼ一〇〇パーセントの出力で運転中であったが、同年六月二九日、一次主冷却循環ポンプの上部ベアリングが過熱し、プラントを手動で停止した。
右事故の原因は、同年六月二四日に、ポンプの軸封ガスの流量が零に低下し、これがアルゴンガス系統のフィルターの目詰まりと判断され、翌二五日に運転員により回復措置としてアルゴン系統を負圧にしての換気操作が行われたことから、ポンプ容器内のカバーガスが減圧され、ナトリウム液位が上昇して潤滑油のドレンタンク内に浸入し、以前から蓄積していた昀大で一七リットルの潤滑油を押し出す形でナトリウム中に混入させ、その後、同月二九日まで潤滑油の流出が続き、推定約三五リットルのベアリング潤滑油が一次系ナトリウム中へ混入し、潤滑油系統の油量が不定してベアリングの過熱が起こったことにあった。
２　本件安全審査との関係
乙イ七六によれば、本件原子炉施設の一次主冷却系ポンプの上部ベアリング潤滑油のシール部からの漏えいについては、ＰＦＲと異なり、二重の回収構造が採用されており、一段目の回収構造で回収しきれず、二段目の回収構造内の油量が異常に増加した場合には中央制御室に警報を発し、更に増加した場合にはポンプをトリップさせるシステムを採用していること、また、潤滑油のタンクヘの回収方法は、重力で落下する方式としており、ＰＦＲのような負圧操作を行う必要はないこと、そして、一次主冷却系循環ポンプにはナトリウム液位計が設置され、液位の異常な上昇へ下降を監視すると共に、ナトリウム液位と油回収構造との間に十分なレベル差を設けて、油回収構造にナトリウムを吸い上げてしまうことのない設計となっていることが認められる。
したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
一一　サリー二号炉における配管破断事故
１　事故の概要と原因
甲イ八ないし一二及び乙イ七七によれば、次のとおりと認められる。サリー原子力発電所二号炉は、米国バージニア州サリー郡のジェームズ川ほとりに設置されたループ型ＰＷＲ（電気出力七七・五万キロワット）である。一九八六（昭和六一年一二月九日、全出力で運転中、三ループのうち一ループの主蒸気隔離弁が誤って開となったが、これにより入口側ヘッダ圧力がランプ状に上昇したため、主給水ポンプの入口側配管のエルボ部付近に亀裂が貫通して蒸気が吹き出し、数秒後に全周破断した。原子炉は、主蒸気流量と主給水流量の不一致警報が発報した後、「蒸気発生器水位低低」信号によりトリップした。右事故の原因は、不十分な水質管理の下に生じた腐食と不適切な配管の接続（ティーとエルボが近接した構造であった）によって生じた冷却水の流れの急変による侵食（エロージョン／コロージョン）とが重なって配管の内面が著しく減肉され、破断するに至ったことにあった。
２　本件安全審査との関係


乙イ七七によれば、本件原子炉施設においては、適切な配管引き回し及び水、蒸気の流速条件によりエロージョン／コロージョンは抑制されることが認められる。また、前記（第四、三、４、（一）、（２）、（イ））のとおり、ナトリウム中の不純物を除去するためにコールドトラップが設置され、これによって、本件原子炉施設の通常運転中のナトリウム中酸素濃度は一〇ＰＰｍ以下に保たれる。したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。三　福島第二原子力発電所三号炉における金属片の侵入
１　事故の概要及び原因
甲イ一四、甲イニ二一、甲イ二二二及び乙イ七八によれば、次のとおりと認められる。
福島第二原子力発電所三号炉は、東京電力が福島県双葉郡富岡町に設置したＢＷ
Ｒ（定格電気出力一一〇万キロワット
）である。
一九八九（昭和六四）年一月一日午後七時二分、出力一〇三万キロワットで運転中、原子炉再循環ポンプの一つに振動大の警報が発生したが、ポンプの回転数をわずかに低下させたことで警報レベル以下となったため、出力一〇〇万キロワツトで運転を継続した。同月六日午前四時二〇分、同ポンプから振動大の警報が再発生したため、ポンプの回転数を徐々に下げ、階段的に出力を七四万キロワットに下げたにもかかわらず、振動値が低下しなかったので、原子炉を停止した。右事故の原因は、ポンプの水中軸受リングと軸受本体の溶接部が、強度上の余裕が少ない溶接構造であった上、溶込みが不足していたことから、回転に伴ってリング上下面に圧力差が変動的に生じ、リングの固有振動数と重なると、軸受本体とリングの溶接部に大きな変動応力がかかるため、右溶接部が疲労破断し、リングが脱落したことにあった。
２　本件安全審査との関係
乙イ七八によれば、本件原子力施設の一次系主循環ポンプには、水中軸受リングに相当する構造はないことが認められ、右事故と同様の事故が本件原子炉施設において発生する可能性はないといえる。
したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
一三　セイラム一号炉の制御棒不作動
１　事故の概要と原因
乙イ七五によれば、次のとおりと認められる。
セイラム一号炉は、米国ニュージャージ州に設置された電気出力一〇九万キロワットのＰＷＲであり、一九六八年八月に建設が開始され、一九七六年一二月に初臨界となった。
一九八三年二月二五日、定期検査と燃料入れ替えを終えて運転を再開したが、その際、「蒸気発生器水位低低」信号によって原子炉保護系から原子炉停止信号が発生したにもかかわらず、原子炉緊急自動停止装置が作動しなかった。プラントのパラメータがスクラムと一致しないことから＾制御棒が挿入されていないことに気付いた運転員が、原子炉停止信号の約三〇秒後に手動で原子炉を停止したため、器械の損傷等は全くなかった。
１　右事故の原因は、原子炉保護系から原子炉自動停止装置に自動停止信号が入力されたにもかかわらず、原子炉自動停止装置のブレーカが二台とも開動作に失敗したためであり、これは、電流遮断器可動部（ラッチ部）の潤滑が適切でなかったという保守、点検上の過誤に起因するものと考えられている。
２　本件安全審査との関係
右事故の
原因は、適切な保守点検がされていなかったことにあるところ、設備の保守、点検は、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関連するものではない。したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
一四　西ＳＬ―一の臨界事故
１　事故の概要と原因
甲イ三七五及び甲イ三八五によれば、次のとおりと認められる。ＳＬ―一は、米国アイダホ州に設置された二〇〇キロウツトの電力及び四〇〇キロワットの暖房用電気等価エネルギーを発生するＢＷＲである。一九六一（昭和三六）年一月三日、定期保守等のための停止から運転を再開するために、制御棒駆動モータを取り付ける作業中、原子炉が突如暴走して炉が爆発し、作業に当たっていた作業員三人が全員死亡した。
右事故の原因は完全には解明されていないが、制御棒が手で急速に引き上げられたことから大きな反応度が添加され、出力が上昇して熱膨張と気泡が発生し、これにより炉内の圧力が上昇して更に制御棒を引き抜く方向に働き、爆発に至ったものと考えられている。
２　本件安全審査との関係
前記（第四、一、２、（二）、（２）、（ハ））のとおり、本件原子炉施設においては、通常運転時の制御棒引抜昀大速度は制限され、かつ、駆動モータの昀大駆動速度は電源と負荷の関係等から物理的に制限されるため、運転時の異常な過渡変化時又は事故時の基準を超えるような過度な反応度添加率が添加されることはないから、制御棒の異常な引き抜きによって反応度事故が起こることは想定し難い。したがって、右事故の発生は、本件安全審査の合理性を左右するものではない。
一五　まとめ
以上のとおり、過去に他の原子力発電所において発生した事故は、その発生の原因となった事象が本件原子炉施設において発生する可能性が存在するとも、また、本件原子炉施設において右事象からの事故の発生、拡大、事故の影響の拡大を防止するための十分な対策が取られていないとも認められない。したがって、これらの事故が発生した事実から、本件安全審査の合理性が失われるものではないというべきである。
もちろん、他の原子力発電所における事故は、多々の重要な教訓を含むものであり、これらの教訓は、今後本件原子炉施設を含む全ての原子炉施設の設計、建設、運転に当たって生かされなければならないものといえるが、これらの事故の発生が
直ちに本件安全審査の合理性を左
右するとはいえない。
第七章　結論
以上のとおり、本件許可処分は、法定の手続に則り行われたものと認められ、手続的な違法があるとは認められない（第四章）。そして、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び同項四号の要件についても、本件安全審査の調査審議に用いられた審査方針及び審査基準に、本件安全審査の結論を左右するような不合理な点があるとは認められず、また、本件原子炉施設が右の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ような看過し難い過誤、欠落があるとも認められないから（三号について第五章、四号について第六章）、本件許可処分は実体的にも適法である。よって、本件許可処分が無効であることの確認を求める原告らの請求はいずれも理由がないから、これを棄却し、訴訟費用の負担について行訴法七条、民訴法六一条、六五条一項本文を適用して、主文のとおり判決する。
福井地方裁判所民事第二部
裁判長裁判官　岩田嘉彦
裁判官　酒井康夫
裁判官　岩崎邦生


〔原告の主張〕
略　語　例
申請者　　　　　　　被告内閣総理大臣に対して、高速増殖原型炉もん
じゅの原子炉設置許可申請を行った動力炉・核燃
料開発事業団（平成一〇年一〇月一日に核燃料サ
イクル開発機構と法人名を改称）
本件許可申請　　　　申請者が、昭和五五年一二月一〇日付けで被告に
提出した本件許可処分に係る原子炉設置許可申請
（ただし、昭和五六年一二月二八日付け及び昭和
五八年三月一四日付けでその一部を補正してい
る。）
本件許可処分　　　　被告が、昭和五八年五月二七日付けで、申請者の
原子炉設置許可申請に対し行った許可処分
本件原子炉施設　　　本件許可処分に係る原子炉及びその付属施設
本件原子炉　　　　　本件許可処分に係る原子炉
本件安全審査　　　　被告及び原子力安全委員会が本件許可申請に対し
て、原子炉等規正法二四条一項四号の要件への適
合性についてした審査
行訴法　　　　　　　行政事件訴訟法（昭和三七年法律第一三九号）原子炉等規制法　　　核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関す
る法律（昭和三二年六月一〇日法律第一六六号）
原子炉等規制　　　　核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関す法施行令　　　　　　る法律施行例（昭和三二年一一月二一日政令第三二四号）
原子炉規制　　　　　試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に
関する規則（昭和三二年一二月九日総理府令第八
三号）
許容被爆線量等を　　原子炉の設置、運転等に関する規則等の規定に基定める件　　　　　　づき、許容被爆線量等を定める件（昭和三五年九月三〇日科学技術庁告示第二一号）
線量当量限度等を　　試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に定める件　　　　　　関する規則等の規定に基づき、線量当量限度等を
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）
評価の考え方　　　　高速増殖炉の安全性の評価の考え方について（昭和五五年一一月六日原子力安全委員会決定）
線量評価指針　　　　発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対す
る評価指針について（昭和五一年九月二八日原子
力委員会決定）
プルトニウムに　　　プルトニウムを燃料とする原子炉の立地評価上必関するめやす　　　　要なプルトニウムに関するめやす線量について線量について　　　　（昭和五六年七月二〇日原子力安全委員会決定）気象指針　　　　　　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）
耐震設計審査指針　　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）
安全設計審査指針　　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）
安全審査会　　　　　原子力委員会及び原子力安全委員会設置法（昭和三〇年一二月一九日法律第一八八号）一六条に定
められる原子炉安全専門審査会
本件事故　　　　　　申請者が平成三年五月に試運転を開始した高速増
殖原型炉もんじゅにおいて、平成七年一二月八日、
発生した二次冷却材ナトリウム漏えい事故
燃焼実験Ⅰ　　　　　申請者が、平成八年四月八日、申請者の大洗工学
センター内に内容積約一〇〇立方メートルの鋼製
円筒容器内に床ライナを模擬した受け皿等を設置
して行った漏えいナトリウムの燃焼実験
燃焼実験Ⅱ　　　　　申請者が、平成八年六月七日、内容積約一七〇立
方メートルのコンクリート製矩形実験セル内に床
ライナ等を設置して行った漏えいナトリウムの燃
焼実験
はじめに


本件は、動力炉・核燃料開発事業団（現・核燃料サイクル開発機構）が昭和五五年一二月一〇日被告内閣総理大臣に対してした高速増殖炉「もんじゅ」の原子炉設置許可申請（本件許可申請）につき、被告が、原子炉等規制法二三条に基づき昭和五八年五月二七日付けでした右原子炉の設置許可処分（本件許可処分）に対し、原告らが右処分が無効であることの確認を求める訴えであり、行訴法三条に規定する抗告訴訟のうちの無効確認訴訟（同条四項）として提起されたものである。本件訴訟においては、まず、原子炉設置許可処分の無効確認訴訟の違法（無効）事由として主張し得る範囲、司法審査の在り方が争われた。その上で、本件許可処分が、①手続的に重大かつ明白な瑕疵があるか否か、②実体的にも重大かつ明白な瑕疵があるか否かが争われた。そして、②のうちの本件安全審査については、本件許可処分後に得られた知見に照らし、本件安全審査の合理性が損なわれるか否かも、主な争点の一つとなった。被告は、まず、原子炉設置許可処分の無効確認訴訟における違法（無効）事由として主張し得るのは、原子炉等規制法二三条、二四条の要件適合性に係る事由で、かつ、原告ら自身の法律上の利益に関する事項に限られることを明らかにした上で、裁判所の審理・判断の方法及び主張・立証責任について述べる（第一章）。そして、本件許可処分は、同法二三条、二四条の規定にのっとって行われたものであり、手続的に適法であること（第二章）、また、本件許可処分は、実体的にも同法二四条一項の三号（技術的能力に係る要件に限る。）と四号の各要件に適合し、適法であること（第三章、なお、本件安全審査の具体的内容については、第四章で別途詳述する。）、本件許可処分後に得られた知見に照らしても、本件安全審査の合理性は損なわれることはないこと（第五章）を述べ、結論として、本件請求は理由がなく、速やかに棄却されるべきであること（第六章）を明らかにする。
第一章　本件訴訟における審理の対象とその判断方法
第一　本件訴の訴訟物と処分の要件
一　本件訴訟の訴訟物
本件訴訟は本件許可処分の無効確認訴訟である。無効確認訴訟は、当該処分の瑕疵が著しいために、客観的には効力を有しない行政処分について、処分の外形を除去することによって国民の法的地位が侵害されるおそれや不安を取り除くことを冒的とする確認訴訟であり、抗告訴訟の一類型であって、取消訴訟と基本的性質を同じくする主観訴訟である（行訴法三条四項）。その訴訟物は、行政処分の重大かつ明白な違法一般（根拠法の定める手続的、実体的要件の欠鋏）の存否である。取消訴訟の訴訟物が単に行政処分の違法一般とされるのに対し、無効確認訴訟の訴訟物は、処分の違法が「重大かつ明白」であることという要件が加味される（昀高裁昭和三〇年一二月二六日第三小法廷判決・民集九巻一四号二〇七〇ページ他）のであり、両者の訴訟物は大きく異なる。そして、右の行政処分の瑕疵の「明白性」とは、処分要件の存在を肯定する行政庁の認定判断が誤りであることが、処分成立の当初から客観的に明白であることを必要とし、ここに客観的に明白とは、処分関係人の知、不知とは無関係に、また、権限ある国家機関の判定を待つまでもなく、何人の判断によりてもほぼ同一の結論に到達し得る程度に明らかであることを指す（昀高裁昭和三三年七月五日第一小法廷判決・民集一六巻七号一四三七ページ）。原告らは、不必要な原子炉施設や、公益性がないかこれがあったとしても低下している施設については、重大かつ明白な違法性の判断の基準が低くなると主張する。
しかし、前述したとおり、行政処分の無効確認訴訟の訴訟物が重大かつ明白な違法とされるのは、確立した判例である。右の「重大かつ明白」であるか否かは、当該処分の違法の内容程度を客観的に判断して決すべき事柄であって、原子炉施設の必要性や公益性の有無程度によって影響を受けるものではない（なお、本件原子炉施設の必要性や公益性は、そもそも、本件安全審査の対象ではない）。したがって、原告らの右主張は、理由がない。
二　本件許可処分の要件と違法事由
本件許可処分は、原子炉等規制法二三条、二四条の規定に基づいて、被告内閣総理大臣が行政庁としてしたものである。したがって、本件許可処分の違法事由となり得るのは、右二三条、二四条が定める各要件の手続的違反と実体的違反に限られる。
三　原子炉等規制法二四条一項四号の要件の意義
ところで、原子炉等規制法二四条一項四号は「原子炉施設の位置、構造及び設備が核燃料物質（中略）、核燃料物質によって汚染された物（中略）又は原子炉による災害の防止上支障がないものであること。」と規定している右文言を原子炉等規制法の体系の中で位置づけながら解釈すれば、同号の要件適合性の審査（以下「安全審査」という。）の対象となるのは、以下に述べるとおり、原子炉施設の安全性に直接かかわる事項で、かつ、基本設計ないし基本的設計方針の安全性にかかわる事項に限られることが明らかである。
１　原子炉等規制法における規制の体系
原子炉等規制法は、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）、廃棄事業（第五章の二）、核燃料物質等の使用等（第六章）、国際規制物質の使用に分け、それぞれの分野別に行政丁の指定、許可、認可等を受けるべきものとしているか。また、原子炉等規制法第四章の原子炉の設置、運転等に関する規制については、原子炉の設置、変更の許可（二三条ない二六条の二）の他に、設計及び工事方法の認可（二七条）、使用前検査（二八条）、保安規定の認可（三七条）、定期検査（二九条）、原子炉の解体の届出人三八条）等の各規制が定められており、これらの規制が段階的に行われることとされている。このように、原子炉等規制法における安全規制は、①核原料物質、核燃料物質及び原子炉の利用につき、これを各種分野に区分し、それぞれの分野の特質に応じて、それぞれの分野ごとに一連の所要の安全規制を行うという、分野別安全規制の体系が採られ、かつ、②原子炉施設の設計から運転に至る過程を段階的に区分し、それぞれの段階に対応して、一連の許認可等の規制手続を介在させ、これらを通じて原子炉の利用に係る安全確保を図るという、段階的安全規制の体系が採られている。
２　安全審査の対象となる事項
原子炉設置許可に際して行政庁がする安全審査の対象となる事項を検討するに当たっては、１　で検討した原子炉等規制法における安全規制の体系を踏まえて考察
することが必要で


ある。まず、原子炉等規制法の分野別安全規制の体系に照らせば、第四章所定の原子炉の利用に対する規制は、専ら原子炉設置許可等の回章所定の事項をその対象とするものであり、他の章において規制されることとされている事項をその対象とするものでないことは明らかである。
また、原子炉等規制法が、原子炉設置許可に際しての安全審査を土台として、その後の各行政規制の段階において、かつ、その全過程を通じて、所要の安全確保を図ることとしていることに照らせば、同法は、原子炉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を規制の対象とするのであって、後続の設計及び工事の方法の認可、使用前検査、保安規定の認可並びに定期検査の各段階で規制される原子炉施設の詳細設計や具体的な運転管理に関する事項等が原子炉設置許可の規制の対象とはならないことも明らかである。以上のとおり、原子炉設置許可に際しての安全審査においては、当該原子炉施設の安全性にかかわるすべてをその対象とするものではなく、原子炉施設自体の安全性に直接関係する事項であって、かつ、原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性に関する事項のみをその対象とするのであって、後続の工事計画の認可、使用前検査、保安規定の認可及び定期検査の各段階で規制される原子炉施設の詳細設計や具体的な運転管理に関する事項等は原子炉設置許可の規制の対象とはならない（伊方発電所原子炉設置許可処分取消訴訟についての昀高裁平成四年一〇月二九日第一小法廷判決・民集四六巻七号一一七四ページ（以下「伊方判決」という。）及び福島第二原子力発電所原子炉設置許可処分取消訴訟についての昀高裁平成四年一〇月二九日第一小法廷判決・裁判集民事一六六号五〇九ページ参照）。そして、本件を含め、原子炉等設置許可申請に対する原子炉等規制法二四条一項四号所定の要件の審査が現に右の範囲内でされていることは、いうまでもない。
３　原告らの主張に対する反論
（一）　分野別安全規制に関する主張について
原告らは、安全審査は核燃料サイクル全体についての総合的な審査でなければならないのに、原子炉等規制法及び本件許可処分が設置許可段階の安全審査を専ら炉工学的安全審査に限定しているのは憲法三一条に違反すると主張する（訴状九一ないし九三ページ、原告ら準備書面（二）第一の二１）。
しかしなが
ら、原子炉等規制法は、前述したとおり、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の利用につき、これを各種分野に区分し、それぞれの分野の特質に応じて、それぞれの分野ごとに一連の所要の安全規制を行うという分野別安全規制の体系を採り、これを通じて原子炉施設の総合的な安全性の確保を図ることとしているのであるから、右違憲の主張は、前提を誤るものであって失当である。
（二）　段階的安全規制に関する主張について
原告らは、基本設計と詳細設計の区別の根拠が薄弱であり、また、原子炉の設置許可では原子力発電に関する技術全体の審査を要求しているとして、「基本設計」論は誤りであると主張する（原告ら準備書面（二）第一の三、同準備書面（四）第一）。
しかしながら、原告らの右主張は、原子炉等規制法が段階的安全規制の体系を採るものであることを正解しないものであり、失当である（なお、基本設計ないし基本的設計方針という概念は、工学的分野における設計において一般的に認められた概念であり、基本設計ないし基本的設計方針とそれ以降の詳細設計との区別は十分可能であって、両者が混同されることはない。）。
四　原告らの主張する違法事由のうち安全審査の対象外の事項原子炉設置許可申請に対する行政庁の安全審査の対象は、三で述べたとおりである。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、被告の審査の対象に係るものではなく、本件許可処分の要件とは無関係であるから、主張自体失当である。
１　原子炉施設自体の安全性に直接関係しない事項
（一）　使用済燃料の再処理、輸送に関する主張について原告らは、使用済核燃料の再処理の方法及び輸送について審査していないことが違法であると主張する（訴状一八主ないし一九七ページ、原告ら準備書面（二）第一の二１、三２）。
しかし、原告らの指摘する点は原子炉等規制法第五章及び第六章等によって別途規制されるものであり、原子炉設置許可に係る安全審査の対象とされていない。
（二）　廃炉に関する主張について
原告らは、廃炉について審査していないことが違法であると主張する（訴状一七一、一七二ページ）。
しかし一廃炉に係る安全性は、原子炉等規制法三八条、六五条、六六条等によって別途規制されることとされており、原子炉設置許可に係る安全審査の対象ではない。
（三）　固体廃棄物の昀終処分に関する主張について
原告らは、固体廃
棄物の昀終処分地について審査していないのは違法であると主張する（訴状一七四ないし一八○ページ、原告ら準備書面（二）第一の二１、三２）。しかし、固体廃棄物に係る安全性に関する事項は、原子炉設置許可においては、当該原子炉施設の敷地内における固体廃棄物の廃棄設備の構造等が災害の防止上支障がないものかどうか等、当該原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性に関係のある事項が原子炉等規制法二四条一項四号の要件に適合するかどうかという観点から右審査の対象となるにとどまる。固体廃棄物の昀終処分の問題は、原子炉設置許可に係る安全審査の対象に含まれない。
２　その他安全審査と無関係な事項
以下の主張は、安全審査とは何ら関係のない主張であって、失当である。
（一）「プルトニウム社会」に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の開発によりプルトニウム社会・核管理社会が訪れ、民主主義、平和主義、人格権・プライバシー権、思想信条の自由を侵害されると主張する（訴状一六一ないし一六四、二二六ないし二四五ページ、原告ら準備書面（二）第一の二１）。
しかし、右主張は、趣旨が不明瞭かつ不可解というほかなく、それだけで既に失当である。
（二）　高速増殖炉開発の経済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、非経済的であり、開発の継続は違法であると主張する（訴状一九八ないし二二五ページ、原告ら準備書面（二）第一の二１）。
しかし、高速増殖炉の経済性は、安全審査の対象ではない。
（三）　温排水に関する主張について


原告らは、温排水について審査していないことが違法であると主張する（訴状三七三ないし三八一ページ、原告ら準備書面（二Ｙ第一の二１、三２）。しかし、温排水は、蒸気等を冷却するために水を使用する設備からは常に排出されるものである。その熱的影響の問題は、火力発電所の発電設備等でも生じるものであり、原子炉施設固有の現象ではないから、原子炉等規制法において規制されるものではなく、安全審査の対象ともされていない。
（四）　「原子力発電所の集中立地」に関する主張について原告らは、原子力発電所の集中立地によって、周辺住民の被ばく量が増加し、また、事故による災害の可能性が高まり、大地震が発生した場合には、複数の原子炉で事故が同時発生するとして、このような点を看過してされた本件安全審査は違法であると主張する（訴状四〇三ないし四〇七ページ、原告ら準備書面（二）第一の二１）。
しかし、原子炉施設を設置する際には、各原子炉ごとに設置許可時の安全審査を行い、後に詳述するように、①原子炉施設の平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質による周辺公衆の被ばく線量が、許容被ばく線量を十分下回るばかりでなく、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と、②事故の発生により放射性物質の有する潜在的危険性が顕在化しないように、自然的立地条件との関係をも含めた事故防止対策が適切に講じられていることを確認しており、各原子炉施設ごとの安全審査によって十分安全を確保できる。したがって、「原子力発電所の集中立地」自体を更に個別の施設の安全審査の対象とする必要はない（各原子炉施設ごとの安全審査において①の点を確認されるのであるから、原告らの指摘する「原子力発電所の集中立地」なるものによって周辺公衆の被ばく線量が増加することがあるとしても、無視することのできる程度にとどまるし、個々の原子炉施設ごとに②の点も確認されるから、「集中立地」によって放射性物質の有する潜在的危険性が顕在化する可能性が高くなるにともない。）。
（五）　防災計画に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の防災対策、周辺住民避難計画は全く不十分なものであり、違法であると主張する（原告ら準備書（二）第一の二１、三２）。しかし、原告らの指摘する防災対策や周辺住民避難計画は、申請に係る原子炉施設の安全性とは異なり、いずれも安全審査の対象ではない（ちなみに、防災対策は、災害対策基本法に基づき所要の対策が講じられることとなっている（同法二条一号、同法施行令一条参照））。
（六）　必要性、公益性に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の必要性や公益性が本件安全審査の対象であるかのように主張する。しかし、本件原子炉施設の必要性や公益性は、四号要件に含まれず、本件安全審査の対象ではない。
第二　行訴法一〇条一項の趣旨の類推による違法主張の制限本件申請に対する行政庁の審査対象であり、本件許可処分の実体的要件である原子炉等規制法二四条一項の各号のうち、一号、二号及び三号（経理的基礎に係る部分に限る。）の各要件は、原告ら自身の利益に関係のない事由であるから、主観訴
訟である無効確認訴訟において、原告らが本件
許可処分の違法事由として主張することは許されない。また、四号の要件に係る事項であっても、原告らの自己の利益に関係のない事由は、同様に本件許可処分の違法事由として主張することは許されない。
一　無効確認訴訟における違法主張の制限
１　行訴法一〇条一項の規定とその趣旨の類推取消
訴訟においては、処分の違法性に関する主張制限の規定が置かれている（行訴法一〇条一項）が、無効確認訴訟にはこれを準用する旨の規定がない。しかしながら、取消訴訟に関する右規定の趣旨は、無効確認訴訟にも類推されるというべきである。
（一）　取消訴訟は、判決によって違法な行政作用を排除し、公益に資することを目的とするものではなく、行政庁の違法な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。したがって、取消訴訟において、原告が主張し得るのは、すべての違法事由ではなく、自己の法律上の利益に関係のあるものに限られるべきであり、それに関係のない主張を許すことは、右の取消訴訟の趣旨に反する。行訴法一〇条一項は、この当然のことを規定したものとされる（杉本良吉・行政事件訴訟法の解説四〇ページ）。原子炉設置許可処分取消訴訟に係る伊方判決が、裁判所における審判の対象を原子炉等規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の各要件に限定しているのも、右の趣旨を前提としたものと解される。一方、無効確認訴訟もまた主観訴訟であって、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ものである点で取消訴訟と共通の性質を有するものである。そうすると、無効確認訴訟においても、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いから、取消訴訟について当然のことを定めた行訴法一〇条一項の規定の趣旨は当然無効確認訴訟にも及ぶというべきである（園部逸夫編・注解行政事件訴訟法一八○ページ、南博方編条解行政事件訴訟法四二〇ページ参照）。
（二）　このことは、昀高裁平成四年九月二二日第三小法廷判決・民集四六巻六号五七一ページ（以下「もんじゅ判決」という。）の論理からも、推し量ることができる。
すなわち、もんじゅ判決は、設置許可申請に係る原子炉の周辺に居住し、原子炉事故等がもたらす災害により生命、身体等に直接的かつ重大な被害を受けることが
想定され


る範囲の住民は、原子炉設置許可処分の無効確認を求めるにつき、行訴法三六条にいう「法律上の利益を有する者」に該当肛すると判示した。そして、その理由として、①行訴法三六条にいう当該処分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」の意義については、取消訴訟の原告適格（行訴法九条）と同義に解するのが相当であるとした上、②原子炉等規制法二四条一項の三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号が原子炉設置許可基準として設けられた趣旨、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も含むと解するのが相当であるとした。このように、もんじゅ判決は、無効確認訴訟における周辺住民の原告適格を基礎づける根拠規定を、取消訴訟の場合と同様、周辺住民の法律上の利益を保護する趣旨を含む原子炉等規希法二四条一項の三号（技術的能力に係る部分に限る。）と四号とに限定している。そして、伊方判決のように、原子炉設置許可処分の取消訴訟において主張し得る違法事由が右規定に係る事由に限定されることからすると、無効確認訴訟において原告適格を認められた周辺住民が主張し得る違法事由もまた、原告適格を肯定する根拠規定たり得る同項の三号（技術的能力に係る部分に限る。）と四号とに限定され、その他の各号は自己の「法律上の利益」に関係しない違法として主張し得ないと解することが、もんじゅ判決の趣旨に合致することになる。（三）　したがって、無効確認訴訟においても、「自己の法律上の利益に関係のない違法」を無効事由として主張することはできない。
２　原告らの主張に対する反論原告らは、無効確認訴訟に行訴法一〇条一項の趣旨を及ぼすことを否定し、その理由として、同項が準用されていないのは、無効は何人に対する関係においても無効であり、取消しの場合のように原告との関係において相対的に決する余地はないから、取消しの理由を制限する同条の規定を準用すべきではないことを挙げる（原告ら準備書面（二）第一の四２）。しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。
（一）　既に述べたように、無効確認訴訟は、取消訴訟と同様に主観訴訟であり、行訴法三六条にいう「法律上の利益を有する者」の意義は取消訴訟に関する行訴法九条にいう「法律上の利益を有する者」と同義である（もんじゅ判決）。そして、行訴法一〇条一項は、行訴法九条とともに、取消訴訟が主観訴訟であることの当然の帰結であるから、同じく自己の権利利益の救済を目的とする主観訴訟である無効確認訴訟においても行訴法一〇条一項の規定の趣旨が及ぼされてしかるべきである。
（二）　また、取消訴訟においても処分の違法事由として無効事由を主張し得ることは争いがなく、この場合には当然行訴法一〇条一項の規定が適用されるのであるから、たまたま出訴期間を経過したことにより無効原因のみを主張して争われることになったとしても、同じ主観訴訟に属する取消訴訟と無効確認訴訟とで、右規定についての取扱いを異にする理由はない（園部逸夫編・注解行政事件訴訟法四六九ページ、南博方編・条解行政事件訴訟法八三四ページ参照）。（三）　原告らの指摘する「無効は何人との関係においても無効である」という原則から、直ちに訴訟において原告の主張し得る違法事由が自己の法律上の利益と無関係でよいとされるものではない。無効となる違法事由は、主観訴訟という制度に内在する制約を受け、原告の法律上の利益に関係する重大かつ明白な違法に限定されるのである。ちなみに、無効確認訴訟に準用されていない取消訴訟の規定であっても、例えば、裁量処分の無効確認訴訟に係る昀高裁昭和四二年四月七日第二小法廷判決・民集二一巻三号五七二ページや、無効確認訴訟における事情判決に係る大阪高裁昭和六一年二月二五日判決・判例時報一一九九号五九ページなどのように、裁判例によってその趣旨が類推される例はある。以上のとおり、取消訴訟の規定が単に準用されていないということだけで、無効確認訴訟においてその趣旨を類推することが否定されるものではないことは明らかである。行訴法一〇条一項の規定は取消訴訟が主観訴訟であることの当然の帰結であるから、同じく主観訴訟に属する無効確認訴訟にも当然その規定の趣旨が類推されると解すべきものである。
３　原子炉等規制法についての検討
（一）　以上を前提として、原子炉等規制法二四条一項の各号について検討するに、同項の一号、二号及び三号（経理的基礎に係る部分に限る。）の要件に係る違法は、原告らの法律上の利益と関係のないものであるから、違法事由として主張し得ない。
すなわち、原子炉等規制法二四条一項各号のうち、一号は「原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないこと。」と、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がないこと。」と、それぞれ規定している。右各要件が定められた趣旨は、原子力の研究、開発及び利用を専ら平和の目的に限り、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。このような趣旨からみて、右各号が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被告の許可権限の行使に制約を課したものではないことは明らかである。
また、三号のうち経理的基礎に係る部分は、原子炉の設置には多額の資金を要することにかんがみ、設置者には原子炉の設置、運転等をするに足りる十分な資金的裏付けがあることを要するとするものである。したがって、この要件も、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被告の許可権限の行使に制約を課したものでないことが明らかである。けこれに対し、原子炉等規制法二四条一項の三号（技術的能力に係る部分に限る。）と四号は、原告適格を基礎づける根拠規定であるから（もんじゅ判決）、これらの規定に違反する違法は、原告らの自己の法律上の利益に関係する違法である。もっとも、同項の三号（技術的能力に係る部分に限る。）と四号は、いずれも規定の内容が抽象的であり、その規定に違反する事由には法が保護しょうとする原告の個別的利益に関するもののみならず種々のものがあるから、その規定に違反する事由であればどのようなものでも違法事由として主張し得るわけではなく、原告らはその個別的な権利利益に関係する具体的違法事由に限って主張できることになる（水戸地裁昭和六〇年六月二五日判決・行裁例集三六巻六号八六二ページ参照）。


したがって、右各要件に係る違法の主張であってもその具体的内容が原告らの自己の法律上の利益に関係のない事項に係るものは、審理の対象とはならない。二　原告らの違法事由の主張のうち制限されるべきもの１　原子炉等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
由の主張について
一で述べたように、原子炉等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は、本件訴訟において主張することは許されない（なお、被告は、念のため、準備書面（三）第二章第二において、本件許可処分が原子炉等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。）の各要件に適合することについても述べた。）。
２　労働者被ばくに関する主張について
原告らは、労働者被ばくは年々増加しており、遺伝的影響の観点から考えると、周辺住民に与える影響は大きいが、この点を看過してされた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（訴状三八二ないし三九〇ページ、原告ら準備書面（二）第一の二１）。
しかし、原告らの右主張は、原子炉等規制法二四条一項四号の要件に係る主張であるとしても、要するに従業員の安全性に関する事項であり、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。したがって、右違法事由も主張することは許されず、本件訴訟における審理の対象とならない（なお、本件安全審査においては、放射線業務従業者が不必要な放射線被ばくを受けないように、適切な放射線防護設備及び放射線管理設備が設置されることを確認していることはいうまでもない（乙第九号証一一九ないし一二二ページ））。第三　原子炉設置許可処分の無効確認訴訟における審理・判断の方法と主張・立証
責任
以下においては、本件訴訟の審理の対象となる実体的適法性の要件（原子炉等規制法二四条一項三号のうちの技術的能力に係る要件及び四号要件）について、その適合性の判断が高度の科学的、専門技術的知見に基づく総合判断であり、これを前提とした司法審査をすべきであることを述べる。
一　本件許可処分の性質
原子炉等規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）と四号の規定の趣旨は、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、申請に係る原子炉施設の位置、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、右審査の対象には、将来の予測に係る事項も含まれているのであって、右審査においては、原子力工学はもとより、多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的、専門技術的知見に基、つく総合的判断が必要とされるものである。原子炉等規制法二四条二項が、内閣総理大臣は、原子炉設置の許可をする場合においては、同条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号所定の原子炉設置許可の基準の適合性について、あらかじめ原子力安全委員会の意見を聴き、これを尊重してしなければならないと定めているのは、右のような原子炉施設の安全性に関する審査の特質を考慮し、右各号所定の基準の適合性については、各専門分野の学識経験者等を擁する原子力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内閣総理大臣の合理的な判断にゆだねる趣旨と解するのが相当である（伊方判決参照）。
二　審理・判断の方法
１　概説
以上述べたような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裁判所の審理・判断は、裁判所が、右各要件の適合性について改めて独自の審理を行い、その結果と本件許可処分における判断とを対比して直接その胎適否を決するという方法（いわゆる司法判断代置方式）は採られるべきではない。本件訴訟における裁判所の審理・判断は、原子力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評し得る不合理な点があるか否かという観点から行われるべきである。
伊方判決も、原子炉設置許可処分の取
消訴訟における裁判所の審理、判断について、「原子力委員会若しくは原子炉安全専門審査会の専門技術的な調査審議及び判断を基にしてされた被告行政庁の判断に不合理な点があるか否かという観点から行われるべき」と判示している。
２　違法判断の基準時
ところで、伊方判決は、原子炉等規制法二四条一項の三号（技術的能力に係る部分に限る。）と四号の各要件適合性について、「現在の科学技術の水準に照らし、右調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点があり、あるいは当該原子炉施設が右の具体的審査基準に適合するとした原子力委員会若しくは原子炉安全専門審査会の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤、欠落があり、被告行政庁の判断がこれに依拠してされたと認められる場合には、被告行政庁の右判断に不合理な点があるものとして、右判断に基づく原子炉設置許可処分は違法と解すべきである。」と判示する。
右判決のうち「現在の科学技術水準に照らし」と判示する部分の趣旨は、必ずしも明確ではないが、同判決が違法判断の基準時としていわゆる処分時説を排したと解することはできない。
そもそも、取消訴訟における違法判断の基準時については、行政庁の一次的判断権を尊重する観点から、いわゆる処分時説を採ることが判例上確立している（昀高裁昭和二七年一月二五日第二小法廷判決・民集六巻一号二二ページ、昀高裁昭和二八年一〇月三〇日第二小法廷判決・行裁例集四巻一〇号二三一六ページ、昀高裁昭和三四年七月一五日第二小法廷判決・民集一三巻七号一〇六二ページ参照）。伊方判決がこのように判例法上確立されている処分時説を排したとする根拠は全くない。


してみると、右判決が、原子炉設置許可処分の適法性を現在の科学技術の水準によって審理、判断すべきであると判示したのは、科学技術が不断に進歩、発展していくものであり、訴訟においてする科学技術に係る事項の判断は科学的経験則の問題であることにかんがみ、処分時に用いた科学技術の知見がその時点で通説的見解であっても、その後誤りが指摘され、従来の見解が誤りであったことが現在（裁判時）の通説的見解になった場合には、裁判所が科学的経験則として現在の通説的見解を適用して処分の当否を判断すべきであるとしたものであろう。ところで、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、なお基本設計ないし基本的
設計方針における安全確保対策によって原子炉の安全性を確保し得るのであれば、「災害の防止上支障がないこと」（原子炉等規制法二四条一項四号）に該当し、当該処分は違法とはならない。
したがって、処分後の新知見により当該処分が違法とされるのは、新知見を考慮に入れれば、当該処分の依って立つ基本設計ないし基本的設計方針中の原子炉の安全性の根幹にかかわる知見が誤っており、その結果、これを適用してした安全審査の合理性が失われる場合に限られる。換言すれば、原子炉の事故防止対策のうちの安全上必要不可欠の知見が誤っており、その基本設計ないし基本的設計方針どおりの原子炉を設置し、将来これを稼働させた場合には重大な事故が起こる可能性が高いと判断される場合に限って、取り消し得べき違法と評価されるのである（昀高裁判所判例解説民事編平成四年度三九九ページ以下参照）。
３　要約
そうすると、裁判所は、原子炉等規制法二四条一項の三号（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、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評し得る不合理な点があり、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評し得る過誤、欠落があり、被告の判断がこれに依拠してされたと認められる場合に限って、被告の右判断に重大かつ明白な瑕疵があり、右判断に基づく本件許可処分が無効であることを確認できるというべきである。
４　原告らの主張に対する反論
原告らは、本件原子炉施設は、①ナトリウム漏えい火災による危険がある、②蒸気発生器伝熱管大量破損の危険性がある、③出力暴走して炉心崩壊が起こる危険性がある、④地震によって倒壊する危険があるなどとし、本件原子炉施設の安全性の欠如が明らかになったから、本件安全審査に重大かつ明白な違法があると主張する。原告らの右主張の趣旨は必ずしも明確ではないが、原告らは、本件訴訟において、裁判所が、本件原子炉施設そのものの安全性の有無を審理・判断することを前提に右主張をするもののように解し得る。原告らの主張が右の趣旨であるとすると、右主張は、以下に述べるとおり、失当である。すなわち、本件訴訟の審理の対象は、本件許可処分につき定められた手続的要件と実体的要件（原子炉等規制法二四条一項三号のうちの技術的能力に係る要件と四号要件）の各適合性である。そして、右実体的要件適合性の審理・判断の方法としては、前記一及び二１で述べたとおり、裁判所は、原子力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評し得る不合理な点があるか否かという観点から行うべきであり、右各要件について改めて独自の審理を行い、その結果と本件許可処分における判断とを対比して直接その適否を決するものではない。まして、裁判所は、本件訴訟において本件原子炉施設そのものの安全性の有無を直接審理．判断するのではない。
三　主張・立証責任
本件許可処分の無効事由は、以下に述べるとおり、原告らにおいて具体的な事実に基づいて主張・立証すべきであり、具体的な事実に基づかない無効の主張は主張自体失当である。
１　無効確認訴訟における主張・立証責任
無効確認訴訟における主張・立証責任については、処分の無効を主張する原告において、行政庁の認定に重大かつ明白な瑕疵があることを具体的な事実に基づいて主張・立証すべきであり、単に抽象的に処分に重大かつ明白な瑕疵があると主張するだけでは足りないというのが、確立した判例である（昀高裁昭和三四年九月二二日第三小法廷判決・民集一三巻一一号一四二六ページ、昀高裁昭和四二年四月七日第二小法廷判決・民集二一巻三号五七二ページ）。
けだし、行訴法上、無効確認訴訟は、取消訴訟に対して、その原告適格が制限されるなど例外的、補充的な訴訟形式として位置づけられており（行訴法三六条参照）、①取消訴訟と異なり、出訴期間が経過し、処分の通用力の存在が形式的に確定した後においても処分の無効を主張することができ、②無効事由は取消事由と質的に相違があり、その瑕疵について重大かつ明白という要件が付加されているからである。
したがって、本件訴訟においても、原告らにおいて、本件許可処分に重大かつ明白な瑕疵があることを具体的な事実に基づいて主張・立証すべきである。２　裁量処分という性質からみた主張・立証責任原子炉等規制法二四条一項の三号（技術的能力に係る部分に限る。）と四号の各要件適合性の判断は、多方面にわたる極めて高度な科学的、専門技術的な知見に基づく総合的な判断を要するものであることは、前示のとおりである。この観点からみても、行政庁の裁量にゆだねられ
た事項について、その行政庁の裁量判断に不合理
な点があることの主張・立証責任は、これを争う原告らが負うべきである（行訴法三〇条参照、昀高裁昭和四二年四月七日第二小法廷判決・民集二一巻三号五七二ページ）。
ところで、伊方判決は、「原子炉設置許可処分についての右取消訴訟においては、右処分が前記のような性質を有することにかんがみると、被告行政庁がした右判断に不合理な点があることの主張、立証責任は、本来、原告が負うべきものと解されるが、当該原子炉施設の安全審査に関する資料をすべて被告行政庁の側が保持していることなどの点を考慮すると、被告行政庁の側において、まず、その依拠した前記の具体的審査基準並びに調査審議及び判断の過程等、被告行政庁の判断に不合理な点のないことを相当の根拠、資料に基づき主張、立証する必要があり、被告行政庁が右主張、立証を尽くさない場合には、被告がした右判断に不合理な点があることが事実上推認されるものというべきである」と判示している。右判決は、取消訴訟においては、行政庁に、事実上その判断に不合理な点がないことについて主張・立証の必要があるとしただけであって、本来の主張・立証責任が原告にあるとしていることは明らかである。
３　事実上の主張・立証の必要


なお、伊方判決は、原子炉設置許可の取消訴訟について、立証の難易ないし公平の観点から、事実上その判断に不合理な点のないことを主張・立証する必要性があるとし、行政庁が右主張・立証を尽くさないときにその判断に不合理な点があることを事実上推認するという手法を採っている。これは、取消訴訟においてはいまだ処分の通用力の存在が形式的には確定していないことに照らせば、一応の合理性があるといえよう。
しかしながら、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ことに照らすと、このような訴えについてまで、立証の難易ないし公平の観点から右のような手法を採るべき必要性は全くない。かえって、出訴期間の制限のない無効確認訴訟において右のような手法をとると、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・立証の必要を課することになりかねず、公平にも反する。
したがって、本件訴訟においては、原告らにおいて、本件許可処分に重大かつ明
白な瑕疵があることを具体的
な事実に基づいて主張・立証すべきであり、取消訴訟と同様の事実上の推認をすることは許されない（もっとも、被告は、以上の理論的立場は別にして、本件訴訟において、本件許可処分が手続と実体の両面にわたって適法であることを具体的事実に基づき十分に主張・立証を尽くしてきた。）。
４　原告らの主張に対する反論
原告らは、本件許可処分の判断に不合理な点があることの主張・立証は、被告の側でまず、その安全性に欠ける点のないことについて十分な根拠を示し、かつ、非公開の資料を含む必要な資料を提出した上で立証する必要があり、被告が右立証を尽くさない場合には、本件許可処分の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べきであると主張する。
しかしながら、前記３で述べたとおり、無効確認訴訟である本件訴訟においては、原告らにおいて、本件許可処分に重大かつ明白な瑕疵があることを具体的な事実に基づいて主張・立証すべきであり、取消訴訟と同様の事実上の推認をすることは許されない。したがって、原告らの右主張は理由がない（原告らの右主張は、原子炉設置許可処分の取消訴訟に係る伊方判決が、事実上の主張・立証の必要について、「被告行政庁の側において、まず、依拠した前記（注・安全審査を指す。）の具体的審査基準並びに調査審議及び判断の過程等、被告行政庁の判断に不合理な点のないことを相当の根拠、資料一に基づき主張、立証する必要があり」と判示するところを超えて、何らの法的根拠もなく独自の見解を述べるものであって、この点において既に失当である。なお、原告昀終準備書面三四、三五ページの記載は同準備書面第三章の結論部分であるが、行政訴訟と民事訴訟とを混同したものと言わざるを得ず、回章のそれまでの論述とも適合しないものである。）。
第四　まとめ
以上のとおり、本件訴訟の審理の対象は、被告が原子炉等規制法二三条、二四条に基づいてした本件許可処分について、①重大かつ明白な瑕疵と評し得る手続的要件違反があるか否か、②重大かつ明白な瑕疵と評し得る実体的要件違反があるか否かの二点である。
そして、②の実体的要件に関しては、原子炉等規制法二四条一項の三号（技術的能力に係る部分に限る。）と四号の各要件適合性のみが審理の対象となる。これらの要件適合性は、被告の高度な科学的、専門技術的な知見に基づく総合的な判断で
あるから、（ａ）　被告が本件許可処
分に際して意見を聴いた原子力安全（委員会の調査審議に用いられた具体的な審査基準に重大かつ明白な瑕疵と評し）得る不合理な点があり、あるいは、（ｂ）　その調査審議及び判断の過程に重大かつ（明白な瑕疵と評し得る過誤、欠落又は著しい不合理があり、このため、右意見を尊重してした本件許可処分に重大かつ明白な瑕疵があるか否かの点について審理・判断されるべきである。本件許可処分の手続的適法性
本件許可処分は、以下に述べるとおり、原子炉等規制法二三条、二四条の規定にのっとって行われたものであり、手続的に適法である。第一原子炉設置許可の手続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、次のとおりである。
一　研究開発段階にある原子炉を設置しようとする者は、原子炉等規制法二三条、原子炉等規制法施行令六条、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。内閣総理大臣は、右許可申請が原子炉等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。
二　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り必要があるときは、関係の原子力安全技術顧問による会合を開催する。
三　内閣総理大臣は、右許可申請の原子炉等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原子力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原子力安全委員会に提出される。四　原子力委員会は、申請が原子炉等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。一の各要件に適合するか否かについて審議し、内閣総理大臣に対しその結果を答申する。
五１　原子力安全委員会は、申請が原子炉等規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の各要件に適合するか否かについて審議し、内閣総理大臣に対しその結果を答申する。
２　原子力安全委員会は
、四号の要件適合性については、必要に応じ、同委員会に設置されている原子炉安全専門審査会（以下「安全審査会」という。）にその調査審議を指示する（原子力委員会及び原子力安全委員会設置法一六条）。


３　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。
４　さらに、原子力安全委員会は、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等を聴取し、これを参酌する（「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）。六　内閣総理大臣は、原子力委員会及び原子力安全委員会の右各答申を十分に尊重し（原子炉等規制法二四条二項）、またあらかじめ通商産業大臣の同意（原子炉等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。
第二　本件許可処分の手続的適法性
本件許可処分は、以下に述べるとおり、第一で述べた手続にのっとって行われた。
一　申請者は、昭和五五年一二月一〇日、内閣総理大臣に対し、原子炉等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。）。
二１　内閣総理大臣は、直ちに、科学技術庁に右申請に係る審査を行わせた。２　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（乙第一七号証四、五ページ）などした上、本件許可申請は原子炉等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。三　内閣総理大臣は、昭和五七卑五月一四日、科学技術庁の右意見を付して、本件許可申請につき、原子炉等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、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原子力安全委員会にそれぞれ諮問した。原子力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審査の内容をまとめた安全審査書案（乙第九号証、昭和五七年三月作成。なお、昭和五八年三月にその一部が修正されている（乙第一〇号証）。）を原子力安全委員会に提出した（乙第一七号証五、六ページ）。四　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、内閣総理大臣に対し、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（乙第一七号証六、七ページ）。
五１　原子力安全委員会は、右諮問を受けて、昭和五七年五月一四日、安全審査会に対し原子炉等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。安全審査会は、当時、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（乙第一七号証七ページ）。２　安全審査会は、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成る第一六部会を設置した。同部会は、主として原子炉施設に係る事項を担当するＡグループ、主として公衆の被ばく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、安全審査会における審議に付した（乙第一七号証七、八ページ）。
第一六部会における会合等の開催回数は、次のとおりである。
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
３　原子力安全委員会は、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、原子炉等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、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（乙第一七号証八、九ページ）。
４　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、本件許可申請が原子炉等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原子力安全委員会に報告した（乙第一七号証九ページ）。
５　原子力安全委員会は、本件許可申請の原子炉等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、原子力安全委員会は、昭和五八年四月二五日、内閣総理大臣に対し、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（乙第一七号証九、一〇ページ）。六　内閣総理大臣は、原子力委員会及び原子力安全委員会の右各答申を十分に尊重し、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、本件許可申請が原子炉等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、原子炉等規制法二三条一項に基づき、本件許可処分をした（乙第一七号証一〇ページ）。第三　原告らの主張に対する反論
一　原子力三原則違反の主張について


原告らは、本件許可処分の審査手続には「自主、民主、公開」を規定する原子力基本法二条の適用があるとの前提に立って、安全審査会の審査過程と審査資料が非公開であることや、公開ヒアリングの手続が非民主的であることは、同条に違反すると主張する（訴状九三ないし九六ページ、原告ら準備書面（二）第一の二）。しかしながら、原子力基本法は、原子力の研究、開発及び利用の全般にわたる包括的な法規範ではあるものの、それぞれの法規制の具体的な内容のほとんどすべてを他の法律にゆだねている。したがって、同法が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（同法一九条につき、昀高裁昭和三六年一二月七日第一小法廷判決・民集一五巻一一号二六八五ページ参照。原子炉設置許可処分につき、高松高裁昭和五九年一二月一四日判決・行裁例集三五巻一二号二〇七八ページ、仙台高裁平成二年三月二〇日判決・行裁例集四一巻三号五八六ページ、水戸地裁昭和六〇年六月二五日判決・行裁例集三六巻六号八四四ページ参照）。
そして、同法二条に規定する原子力の研究、開発及び利用に関する民主、自主及
び公開の各原則（いわゆる原子力三原
則）は、同法の法的性格、原子力三原則の内容自体から明らかなとおり、原子力の研究、開発及び利用にかかわりを有するすべての者がそのよりどころとすべき基本的精神ないし基本方針を宣言したものであって、個々の原子力の利用に係る許可手続を直接規制するものではない。
したがって、原告らの右主張は、その前提において失当である。
二　審査体制に関する主張について
原告らは、本件安全審査における原子力安全委員会、安全審査会の構成は不公正であり、反対派が存在しないため、委員会での議論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となっておらず、このような構成による右委員会のした判断に基づく本件許可処分は重大かつ明白な瑕疵があると主張する（訴状八九ページ）。しかしながら、原子力安全委員会や安全審査会の構成員は、いずれも法令の規定に基づき、所要の専門技術的な知見を有する専門家が適切に選定されており、原告らの指摘するような事実はない（乙第一七号証七ページ、乙第一八号証三五四ないし三五六ページ）。
第三章　本件許可処分の実体的適法性
本件許可処分は、原子炉等規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）と四号に適合するものであって、実体的にも適法である。第一　原子炉等規制法二四条一項三号要件（技術的能力に係る部分に限る。）適合
性の審査
被告は、以下に述べるとおり、申請者は、原子炉等規制法二四条一項三号に規定する技術的能力を有するものと判断した（乙第一四号証の三の四ページ）。一　技術的能力に係る要件の審査原子炉等規制法二四条一項三号のうち、技術的能力に係る要件に適合しているかどうかについての審査は、原子炉が高度の技術を集約して建設、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、要員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ものである。
二　申請者の技術的能力に係る要件適合性
被告は、以下の①及び②の事項を確認し、その結果、申請者は、本件原子炉の建設、運転に当たって、十分な要員を確保しているとともに、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と判断した（乙第一四号証の三の四ページ）。
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に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（乙第一六号証五―四ページ）。右技術者は、それぞれ土木建築系、保健物理（放射線防護）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（乙第一六号証五―二ページ）。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等を設置するとともに、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（乙第一六号証五－一ページ）。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「もんじゅ」用のシミュレータでの訓練等を通じても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（乙第一六号証五－四、五ページ）。三　原告らの主張に対する反論
原告らは、平成七年一二月八日に本件原子炉施設において発生した事故（以下「本件事故」という。）における事故隠し等によって申請者の危険な体質が明らかとなり、また、申請者が事故の拡大を防止し得ず、通報の遅れ、ビデオ隠し、虚偽報告等を行ったことは、原子炉等規制法二四条一項三号の技術的能力に係る要件を欠くものであると主張する（原告ら準備書面（六）七ないし二六、七七、七八ページ、準備書面（一三）一、二ページ）。しかしながら、原告らの右主張は、右要件の趣旨を正解しないものであって、失当である。すなわち、右要件は、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格性があるか否かを判断するものであることは、前述したとおりである。
したがって、原告らの指摘するごとき具体的な事項は、右要件の審査とは何のかかわりもないものであり、審査の対象とはならない。
また、原告らは、平成九年三月一一日、申請者の東海再処理工場で発生した、放
射性廃棄物
アスファルト固化工程での火災と爆発事故について、申請者が右事故情報を隠匿し、虚偽報告を行い、これにより刑事処分を受けたことを指摘し、申請者は原子炉を適確に運転遂行する能力を欠くとも主張する。
しかし、原告らの指摘する右事項もまた、原子炉等規制法二四条一項三号の技術的能力の要件の審査とは何のかかわりもない。右要件の審査の対象が申請者の人的・組織的な能力に限られることは、前述のとおりであり、個々人の具体的な能力や対応は審査の対象外であることはいうまでもない。原告らの右主張は、右要件の趣旨を正解しないものであって、失当である。


なお、原告らは、三号の技術的能力は、安全審査の対象であるとして、現在の知見から判断すべきであると主張するが、その趣旨は明らかでない。繰り返し述べるように、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と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ものであるから、このような審査基準に基づく判断が、処分時と裁判時で異なることは一般的には考えられない。本件においても、右基準を変更すべき理由は何ら見当たらないし、本件三号要件の判断を左右すべき事情もない。原告らが指摘する前記事情は、いずれも審査対象外の事情であって、現在の科学技術水準とは関係のない事項である。したがって、原告らの右主張も失当である。
第二　原子炉等規制法二四条一項四号要件適合性の審査（安全審査）被告は、本件安全審査において、以下に述べるとおり、本件許可申請が原子炉等規制法二四条一項四号の要件に適合すると判断した（乙第九号証一ページ）。
一　安全審査において確認すべき事項
原子炉等規制法二四条一項四号の規定する原子炉施設の安全の確保とは、その文言上、核燃料物質、核燃料物質によって汚染された物又は原子炉による災害の防止上支障がないものであることを意味することが明らかである。したがって、そこで想定されている原子炉施設の潜在的危険性とは、放射性物質にかかわる危険性である。
もとより、本件原子炉施設は、プルトニウムを燃料とし冷却材としてナトリウムを使用するものであり、この点においてウランを燃料とし冷却材として水を使用する軽水炉とは異なる。しかしながら、炉心でウランやプルトニウムなどの重い原子核が中性子を吸収することによって起こる核分裂反応の際に発生するエネルギーを熱源として利用するという本質的な点においては、本件原子炉も軽水炉も共通しているのである（軽水炉の仕組みを別紙第一図（以下「別紙第一図ないし第八図」を単に「第一図ないし第八図という。」に、本件原子炉の仕組みを第二図にそれぞれ示す。）。
したがって、本件原子炉施設における安全の確保の問題は、軽水炉と同様、当該原子炉施設の位置、構造及び設備について、放射性物質の有する危険性を顕在化させない対策をどのように講じるかということにある（本件原子炉施設の構造を第三図に示す。）。このような観点からは、安全審査において、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針において確認すべき事項は、液体金属冷却高速増殖炉
（ＬＭＦＢＲ）の特徴を踏まえて、
①本件原子炉施設の平常運転によって放射性物質の有する潜在的危険性が顕在化しないように、平常運転時における被ばく低減対策が適切に講じられていること②本件原子炉施設に事故が発生することにより放射性物質の有する潜在的危険性が顕在化しないように、自然的立地条件との関係をも含めた事故防止対策が適切に講じられていることの二点に尽きるということができる（Ｐ６調書（一）四丁裏ないし六丁裏）。
したがって、本来、右①及び②の点が確認されれば、本件原子炉施設の位置、構造及び設備が、その基本設計ないし基本的設計方針において、原子炉等による災害の防止上支障がないものであり、申請に係る原子炉施設が原子炉等規制法二四条一項四号の要件に適合することが確認されていると言ってよい（Ｐ６調書（一）四八丁表）。
しかし、安全審査においては、右①及び②の点について確認するだけでなく、申請者の実施した②の事故防止対策に係る安全評価の妥当性をも併せて確認している。この安全評価は、通常運転状態を超えるような異常な事態をあえて想定した上で解析評価を行い、そのような事態においても、当該原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針において事故防止対策のために考慮された機器系統などの設計が妥当であることを念のため確認するものである（Ｐ６調書（一）四七丁裏）。このように、安全審査において右安全評価の妥当性について審査したのは、原子炉施設が放射性物質を有しているという点を考慮し、念には念を入れるという考え方に基づくものである（Ｐ６調書（一）四八丁裏）。
二　安全審査における審査基準
審査基準に関する基本的な考え方原子炉施設の安全性に関する審査は、第一章で述べたとおり、多方面にわたる極めて高度な科学的、専門技術的知見に基づく総合的な判断が要求されるものである。しかも、科学技術は不断に進歩、発展するものであるから、安全審査の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、安全審査の弾力性を失わせ、科学技術の進歩、研究の成果を必要に応じて速やかに取り入れていく上で障害となる。その一方、安全審査の信頼性の確保、客観性の確保、予測可能性等の観点からは、審査基準を明確にしておくことが望ましい。
そこで、原子力安全委員会は、この二つの相反する要請を考慮した上、原子炉施設の安全性に関する事項について、各種の審査基準（昭和五三年一〇月以前に原子力委員会が定めたもので、原子力安全委員会の設置に伴い、同委員会が用いることとしているものを含む。）を定め、安全審査に当たっては、右審査基準を適用し、又は参考にしている（乙第九号証二八、二九ページ）。また、本件許可申請に対しては、事前に、計画中の原子炉がＬＭＦＢＲであることを念頭に調査審議を行い、「高速増殖炉の安全性の評価の考え方について」（昭和五五年一一月六日原子力安全委員会決定。以下「評価の考え方」という。乙第四号証四八八ないし四九五ページ）を示した。
これらの審査基準は、安全審査を担当する科学的、専門技術的な知見を有する者が審査をするに当たっての基本的枠組みを提供するものである。したがって、原子炉施設に関する技術的事項の細部にわたってまで逐一具体的な指示を与えるものである必要はない。
２　具体的審査基準
（一）　本件安全審査において用いた審査基準は、以下のとおりである。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。乙第四号証三ないし六ページ）
②「評価の考え方」
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。なお、それ以前は同名の指針（昭和五二年六月一四日原子力委員会決定）を用いた。以下「気象指針」という。乙第四号証一二二ないし一五一ページ）
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日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。乙第四号証七ないし二七ページ）
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）


（二）　また、参考として用いた指針は、以下のとおりである。①「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。乙第四号証二八ないし五四ページ）
②「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「安全評価指針」という。乙第四号証二六二ないし三〇五ページ）
③「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針について」（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。乙第四号証六〇ないし一二一ページ）
④「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日原子力委員会決定、乙第四号証一五二ないし二六一ページ）⑤「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、乙第四号証三〇六ないし三一三ページ）⑥「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。乙第四号証三七六ないし三九一ページ）
⑦「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、乙第四号証三九二ないし四〇二ページ）
⑧「「我が国の安全確保対策に反映させるべき事項」について」（昭和五六年七月二三日原子力安全委員会決定、乙第四号証四六七ないし四七五ページ）⑨「「我が国の安全確保対策に反映させるべき事項」について（審査、設計及び運転管理に関する事項（基準関係の反映事項は除く。）」（昭和五五年六月二三日原子力安全委員会決定、乙第四号証四七六ないし四八五ページ）⑩「「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、乙第四号証四八六、四八七ページ）
⑪「被曝計算に用いる放射線エネルギー等について」（昭和五〇年一一月一九日決定、乙第四号証六四
六ないし六六一ページ）
⑫「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、乙第四号証六〇四ないし六四五ページ）⑬「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、乙第四号証七〇五ないし七〇七ページ）
さらに、先行炉の審査経験及び諸外国の審査基準も参考とした。３　原告らの主
張に対する反論
（一）　安全審査指針等の違憲性に関する主張について原告らは、原子炉の安全性を審査する際の審査基準は法律に根拠がなく、原子力安全委員会の内規である各種の審査指針にゆだねていることは憲法三一条に違反すると主張する（訴状九〇ページ）。
しかしながら、原子炉等規制法二四条一項四号が「原子炉施設の位置、構造及び設備が核燃料物質（中略）、核燃料物質によって汚染された物（中略）又は原子炉による災害の防止上支障がないものであること」と規定するにとどめているのは、原子炉施設の安全性に関する審査が、多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的、専門技術的知見に基づいてされる必要がある上、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からであり、十分首肯し得るものである。しかも、設置許可に当たっては、申請に係る原子炉施設の位置、構造及び設備の安全性に関する審査の適正を確保するため、各専門分野の学識経験者等を擁する原子力安全委員会の科学的、専門技術的知見に基づく意見を聴き、これを尊重するという、慎重な手続が定められていることを併せて考慮すれば、右規定は合理的であるというべきである。本件原子炉施設の安全審査は、その合理性を十分首肯し得る原子炉等規制法二四条一項四号の規定に基づいてされたものであるから、それが法律の規定に基づかないものであることを前提とする原告らの右主張は、その前提を欠くものというべきである（伊方判決参照）。
また、原告らは、安全審査指針等は、原子炉等規制法などの法律の授権に基づかずに、原子力安全委員会や原子力委員会が策定したにとどまるから、このような安全審査指針等を判断基準としてされた本件安全審査は憲法四一条、七三条一項に違反するとも主張する。しかしながら、前述したとおり、本件安全審査は、原子炉等規制法二四条一項の規定に基づいて行われたものである。原告らの右主張もまた、その前提において失当である。安全審査の水準に関する主張について原告らは、本件原子炉が研究開発段階にあるため運転経験が少なく設計も標準化されていないという特性を有し、潜在的危険性が大きいという前提に立って、本件安全審査では安全性の判断は厳格に行う必要があり、被告には高い水準での安全性が確立していることの立証責任があるとも主張する。しかしながら、本件原子炉は、開発段階のＬＭＦＢＲであるという特徴を有するものの、核分裂反応の際に発生するエネルギーを熱源として利用するという本質において、軽水炉と共通するものである。ＬＭＦＢＲの潜在的危険性すなわち放射性物質の有する危険性が軽水炉と比べて高いという事実はなく、原告らの主張はその前提において失当である。なお、本件安全審査では、ＬＭＦＢＲという特徴を踏まえ、①本件原子炉施設の平常運転によって放射性物質の有する潜在的危険性が顕在化しないように、平常運転時における被ばく低減対策が適切に講じられていること、②本件原子炉施設に事故が発生することにより放射性物質の有する潜在的危険性が顕在化しないように、自然的立地条件との関係を含めた事故防止対策が適切に講じられていることの二点を確認するとともに、さらに、念には念を入れるという考え方から、申請者の確認した②の事故防止対策に係る安全評価の妥当性をも併せて確認することとしている（前記一参照）。そして、右安全評価に際しては、ＬＭＦＢＲの運転実績が僅少であることを考慮して、軽水炉においても実施する「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」に係る安全評価等を行うだけでなく、「技術的には起こるとは考えられない事象」に係る安全評価をも実施することにより、原子炉施設の安全裕度も確認している。したがって、本件原子炉施設において右潜在的危険性が顕在化するような事態は、その基本設計ないし基本的設計方針において考えられない。
三　本件安全審査の結論


被告は、本件安全審査において、第三章　第二の二の一で挙げた審査基準に照らし、本件原子炉施設が、その基本設計ないし基本的設計方針において、①平常運転時の被ばく低減対策が適切に講じられていること、②自然的立地条件との関係を含めた事故防止対策が適切に講じられていることを確認し、併せて、③申請者の実施した事故防止対策に係る安全評価が妥当であることを確認し、その結果、原子炉等規制法二四条一項四号の要件に適合すると判断した（乙第九号証一ページ、乙第一四号証の三の四ページ）。右審査の具体的内容は、次章において述べる。
第四章　本件安全審査の具体的内容
本章においては、本件許可申請が原子炉等規制法二四条一項四号の要件に適合すると判断した本件安全審査の具体的内容について、順に詳述する。第一　本件原子炉施設の平常運転時における被ばく低減対策に係る安全性被告は、本件安全審査において、以下に述べるとおり、本件原子炉施設はその基本設計ないし基本的設計方針において、平常運転時における被ばく低減対策に係る安全性が確保されると判断した（乙第九号証一三一ページ）。
一　平常運転時の被ばく低減対策に係る審査事項平常運転時の被ばく低減対策に係る安全性に関する審査事項は、以下のとおりである。
１　公衆の許容被ばく線量
人間の放射線被ばくによる障害は、①放射線を被ばくした個人に現れる身体的障害と、②その個人の子孫に現れる遺伝的障害とに分けられる。①の身体的障害は、更に、急性障害と晩発性障害とに分けられる。身体的障害のうちの急性障害は、被ばく線量と現れる症状との関係が判明している。身体的障害のうちの晩発性障害で、比較的高線量を被ばくした場合についても、その線量と障害の発生率との関係についてある程度の知見が得られている。これに対し、低線量の場合については、障害の有意な発生を認めるという知見は得られていない。②の遺伝的障害は、高線量の場合ですら人体について影響があるとの実証性のあるものは得られておらず、動物実験等の結果に基づき、その可能性を推定されるにとどまる。
以上のことを考慮して、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）は、いかに低い被ばく線量でも障害が生じるかもしれないという慎重な仮定の下に、長年にわたるエックス線やラジウムその他の放射性物質の使用経験や、人間その他の生物の放射線障害に関する知識に照らして、身体的障害及び遺伝的障害の発生する確率として無視し得る線量（一年間につき五〇〇ミリレム）を社会的に容認できる被ばく線量の限度として勧告した（昭和三三年（一九五八年）勧告）。また、ＩＣＲＰは、公衆に対する被ばく線量限度を勧告するに当たっては、放射線被ばくについてこの線量を超えさえしなければよいというのではなく、合理的に達成できる限り少なくするという、いわゆるＡＬＡＲＡの考え方も併せて勧告している。我が国は、この勧告を尊重して、「許容被曝線量等を定める件」二条により、原子炉施設における周辺監視区域外の許容被ばく線量を、一年間につき五〇〇ミリレムと定めた。
なお、その後、ＩＣＲＰの昭和五二年（一九七七年）勧告及び昭和六〇年（一九八五年）パリ声明を受けて、右の「許容被曝線量等を定める件」を改廃し、「線量当量限度等を定める件」三条（昭和六三年七月二六日科学技術庁告示第二〇号）により、周辺監視区域外の線量当量限度を、実効線量当量で一年間につき一ミリシーベルト（一ミリシーベルトは一〇〇ミリレム）としている。
２　平常運転時の被ばく低減対策の妥当性
平常運転時の被ばく低減対策の審査においては、本件原子炉施設の平常運転時における環境への放射性物質の放出について、周辺公衆の被ばく線量が、法令に定める周辺監視区域外の許容被ばく線量を下回るだけでなく、合理的に達成できる限り低く保つという、いわゆるＡＬＡＲＡの考え方に基づいて、設計上の対策が講じられていることが確認されなければならない（乙第四号証四八九、四九〇ページ）。このような観点から、安全審査では、以下の三点を確認することとしている（乙第四号証三三、四〇、四一、四九一ページ）。①放射性物質が燃料被覆管から一次系（一次主冷却系及び一次アルゴンガス系などから成るもの）中に現れるのを抑制し（安全設計審査指針の指針１４）、一次系中に現れた放射性物質については、これをできるだけ一次系内に閉じ込められる設計になっていること（「評価の考え方」の別紙の一⑥）。
②一次系外に現れた放射性物質については、その形態に応じて適切に処理し得る放射性廃棄物廃棄施設が設けられる設計になっていること（安全設計審査指針の指針５２ないし５４）。
③平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の放出量及び環境における濃度、線量率等を適切に監視することができる設備が設けられる設計になっていること（同指針５８）。
二　本件原子炉施設の平常運転時の被ばく低減対策に係る審査被告は、本件安全審査において、以下に述べるとおり、前記一の２において述べた三点を確認し、その結果、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、平常運転
時の被ばく低減対策に係る安全性が確保される
と判断した。
１　放射性物質の一次系中への出現の抑制と一次系内への閉込め被告は、本件安全審査において、以下の事項を確認し、その結果、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、放射性物質が燃料被覆管内から一次系中に現れるのを抑制し、一次系中に現れる放射性物質については、これをできるだけ一次系内に閉じ込められる設計になっていると判断した。
（一）　本件原子炉施設に内包される放射性物質としては、①燃料としての核燃料物質、②燃料の核分裂反応によって生じる核分裂生成物、③炉心燃料集合体等の炉心構成要素である構造材等が中性子により放射化されることによって生じる放射化生成物（この中には、一次冷却材として使用されるナトリウムが中性子により放射化されて生じる放射性ナトリウムや、原子炉のカバーガスとして使用されるアルゴンガスが中性子により放射化されて生じる放射性アルゴンガスも含まれる。）がある（炉心燃料集合体等を第四図に示す。）。


右①及び②については、耐スエリング性に優れ、熱的・機械的荷重による変形に十分耐え得る強度を有するステンレス鋼製の燃料被覆管の中に閉じ込める（乙第一六号証八―一―五、八―三―七ページ）。また、右③については、炉心構成要素等の構造材等に一次冷却材であるナトリウムとの共存性に優れたステンレス鋼を用い、一次冷却材であるナトリウムの純度管理を行い得るコールドトラップ等を設けて右構造材等を腐食の生じ難い状態に保つ（乙第一六号証八―一―二五ページ）ことにより、放射性物質が腐食によって一次冷却材中に溶け出して一次系中に現れることを抑制する。②右に述べた抑制対策にもかかわらず、燃料被覆管にピンホール（極めて微小な穴）等の欠陥があった場合には、放射性物質が一次冷却材中に漏えいする。また、一次冷却材の純度管理を行っても、一次冷却材中に放射化生成物が現れることは避けられないし、一次冷却材としてナトリウム、原子炉のカバーガスとしてアルゴンガスをそれぞれ使用するため、このナトリウム及びアルゴンガスが放射化することも避けられない。
これらの一次系中に現れた放射性物質は、自重、熱荷重、地震荷重等に対し十分な強度を持たせた機器、配管等から構成される一次系内に閉じ込められる。また、右一次系中に現れた放射性物質のうち燃料被覆管から漏えいした放射性物質につい
ては、一次アルゴンガス系に
放射能を減衰できる常温活性炭吸着塔や希ガス除去・回収設備等を設けることにより、減少させる（第五図に一次アルゴンガス系を示す。乙第一六号証八―一―六、八―七―一五、一六、八―八―七ページ）。
２　一次系外に現れた放射性物質の処理
本件安全審査において、被告は、以下の事項を確認し、その結果、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、一次系外に現れた放射性物質をその形態に応じて適切に処理し得る放射性廃棄物廃棄施設が設けられる設計になっていると判断した（放射性廃棄物処理の概要を第六図に示す。乙第九号証一一五ないし一一八ページ）。
（一）　気体状のものについては、以下の対策が採られる。①一次アルゴンガス系設備の圧力制御等によって発生するものに対しては、排気筒から周辺環境に放出するまでに、活性炭吸着塔装置によりキセノンは約三〇日間、クリプトンは約四〇時間それぞれ保持し、放射能を減衰させる（乙第一六号証八―一二―三ページ）。②建屋の換気により発生するものに対しては、換気空調設備において粒子状の放射性物質を捕そくするフィルタ（排気用フィルタ）を通した後に、排気筒から周辺環境に放出する（乙第一六号証八―一四―二ページ）。（二）　液体状のものについては、以下の対策が採られる（乙第一六号証八―一二―四ないし六ページ）。①燃料取扱及び貯蔵設備や共通保修設備等の各設備からの廃液等は、廃液蒸発濃縮装置や脱塩塔等により浄化した後に、一部は共通保修設備で機器洗浄水として再使用し、その余は復水器冷却水で混合希釈して放水口から放出する。②本件原子炉施設の従業員が使用した衣類等の洗濯排水は、洗濯廃液蒸発濃縮装置等で浄化した後に復水器冷却水で混合希釈して放水口から放出する。③なお、右浄化後の処理水のうち、周辺環境へ放出されることとなるものについては、復水器冷却水で混合希釈する前に放射性物質の濃度が十分低いことを確認するために、いったんモニタタンクに貯留し、万一、放射性物質の濃度が高い場合には、再度浄化処理する。（三）　固体状のものについては、以下の対策が採られる（乙第一六号証八―一二八ページ）。
①右に述べた液体廃棄物処理設備の廃液蒸発濃縮装置及び洗濯廃液蒸発濃縮装置から出る濃縮廃液や脱塩塔等の使用済樹脂は、アスファルト固化装置によりアスファルトと混合して固化し、ドラム缶詰めする。
②使用済活性
炭は、ドラム缶詰めする。
③使用済排気用フィルタは、その発生場所で放射性物質が飛散しないように梱包する。
④機器の点検や修理の際に使用した布、紙、小物部品等の圧縮可能な雑固体廃棄物は、圧縮、減容してドラム缶詰めする装置（ベイラ）により圧縮処理し、ドラム缶詰めする。
⑤右の各ドラム缶等は、鉄筋コンクリート構造の固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵保管する。
⑥使用済制御棒集合体等は、固体廃棄物貯蔵プール及び原子炉補助建物内の水中燃料貯蔵設備に貯蔵保管する。
３　放射性物質の放出量等の監視被告は、本件安全審査において、以下の事項を確認し、その結果、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の放出量及び環境における濃度、線量率等を適切に監視することができる設備（放射線管理設備）が設けられる設計になっていると判断した（乙第九号証一二一、一二二ページ）。①気体廃棄物については、排気筒からの放射性物質の濃度を連続的に測定、監視するために、排気筒に排気筒モニタを設ける（乙第一六号証八―一二―四、八―一三―七ページ）。
②液体廃棄物については、環境へ放出する前に放射性物質の濃度が十分低いことを確認するため、これをいったんモニタタンクに貯留し、放射性物質の濃度をサンプリングして測定する装置を設ける（乙第一六号証八―一二―四、八―一三―一一ページ）。また、排水が合流し放出される復水器冷却水放水路には、放射性物質の濃度を連続的に測定、監視するために、排水モニタを設ける（乙第一六号証八―一三―八ページ）。
③環境中における線量率等の監視については、本件原子炉施設の周辺に、空間線量率等を測定、監視するモニタリングポスト等の設備を設ける（乙第一六号証八―一三―一〇ページ）。なお、本件安全審査においては、事故時に必要な放射線管理設備は、事故時においても対応し得る設計とすることを確認した（乙第九号証一二二ページ）。
三　本件原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被ばく線量評価の妥当性以上述べた審査により、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、平常運転時の被ばく低減対策に係る安全性が確保されているということができる。しかし、安全審査においては、これに併せて、申請者が実施した、平常運転に伴って環境に放出される放射性物質による周辺公衆の被ばく線量評価の妥当性についても、念のため審査することとしている。これは、周辺公衆の被ばく線量が、許容被ばく線量を下回るだけでなく、本件原子炉施設の被ばく低減対策によって合理的に達成できる限り低く保たれ得ることを定量的に確認するものである（乙第九号証一二三ページ）。


１　平常運転に伴う周辺公衆の被ばく線量評価に係る審査事項平常運転に伴う周辺公衆の被ばく線量評価の方法及び結果の妥当性に関する審査事項は、以下のとおりである。
（一）　評価方法の妥当性「評価の考え方」は、平常運転に伴う周辺公衆の被ばく線量評価について、「線量評価指針」を参考にするとともに、「気象指針」を適用することを求めている（乙第四号証四八九、四九〇ページ）。これらによると、被ばく線量の評価方法の妥当性の審査において確認すべき事項は、以下のとおりである。
（１）　原子炉施設の平常運転に伴って環境へ放出された放射性物質は、大気中や海水中で拡散、希釈し、また時間的経過とともにその放射能は減衰する。しかし、周辺公衆は、右のような放射性物質からの放射線によって外部被ばくするか、又は放射性物質を吸入したり放射性物質を取り込んだ海産物等を摂取したりすること等によって内部被ばくすることがあり得る。このため、原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被ばく線量の評価に当たっては、以下の各廃棄物について、それぞれの被ばく経路ごとに評価しなければならない（乙第四号証八二、八三ページ）。（２）　気体廃棄物については、①当該原子炉施設から大気中に放出される放射性希ガス及び放射性よう素の年間放出量を想定し（乙第四号証六一、八三ページ）、次に、②当該原子炉敷地における風向、風速等の条件等に基づき、放出後の大気中での拡散、希釈の状況を計算し（乙第四号証七〇、一〇二ページ）、その上で、③放射性希ガスについては、拡散、希釈した放射性希ガスからの放射線による周辺公衆の外部被ばく線量を（乙第四号証七一ページ）、④放射性よう素については、これを吸入あるいは付着した葉菜等の摂取による周辺公衆の内部被ばく線量を、それぞれ評価しなければならない（乙第四号証七三ないし七七ページ）。（３）　液体廃棄物については、①当該原子炉施設から海水中に放出される放射性物質の年間放出量を想定し（乙第四号証六九ページ）、次に、②復水器冷却水の年間放出量等に基づいて放出後の海水中での拡散、希釈の状況を計算し（乙第四号証七〇、一〇二、一〇三ページ）、その上で、③放射性物質を取り込んだ海産物の摂取による周辺公衆の内部被ばく線量を評価しなければならない（乙第四号証七二、七三、七五ないし七七ページ）。
（二）　評価結果の妥当性
周辺公衆の被ばく線量の評価値が妥当であるといえるためには、適切妥当な評価方法の下で算定された被ばく線量が、前記１で述べた原子炉施設における周辺監視区域外の許容被ばく線量を下回るだけでなく、合理的に達成できる限り低く保たれていると評価できるものでなければならない（乙第四号証五七、五八ページ）。２　本件原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被ばく線量評価に係る審査被告は、本件安全審査において、以下に述べるとおり、申請者が実施した、本件原子炉施設の平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質による周辺公衆の被ばく線量評価について審査し、その評価の方法と結果が共に妥当であることを確認し、その結果、本件原子炉施設の平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質による周辺公衆の被ばく線量は、許容被ばく線量を下回るだけでなく、合理的に達成できる限り低く保たれ得ると判断した（乙第九号証一三一ページ）。
（一）　評価方法の妥当性
被告は、本件安全審査において、以下に述べるとおり、申請者が行った本件原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被ばく線量評価の方法が、前記１（一）において述べた事項に適合していることを確認し、その結果、右被ばく線量評価の方法は妥当であると判断した（乙第九号証一三一ページ）。
（１）　気体廃棄物の年間放出量については、定格熱出力の一パーセントに相当する熱を発生している燃料被覆管に欠陥がある状態（以下「燃料被覆管欠陥率一パーセント」という。）で運転が継続されているものとして、燃料被覆管から放射性物質が一次系に漏えいする量を計算し、放射性物質の各放出経路ごとの発生量、活性炭吸着塔装置における減衰率等を考慮して算定されている（乙第一六号証九―四―三、六ないし一〇ページ）。
（２）　気体廃棄物の拡散、希釈の状況については、「気象指針」に適合した気象観測の方法や大気拡散の計算等によってされている（乙第一六号証九―五―一ページ）。
（３）　液体廃棄物の年間放出量については、気体廃棄物の場合と同様に、燃料被覆管欠陥率を一パーセントと仮定し、処理設備の性能（液体廃棄物の処理に係る設備の除染係数等）等を考慮して算定されている（乙第一六号証九―四―一二、二三ページ）。また、右計算の結果におけるトリチウム以外の元素の放射性核種の年間放出量は約○・一四キュリーであるところ、処理水の再使用の条件等を考慮して、これを○・二キュリーとし、トリチウムについては、海外の高速炉の実績を参考にして二五〇キュリーとされている（乙第一六号証九―四―一二ページ）。（４）　液体廃棄物の拡散、希釈の状況については、復水器冷却水と混合されて放水口に放出された液体廃棄物が、実際には、その放出後、前面海域において拡散し、希釈されることによってその濃度は低くなるにもかかわらず、その効果を無視し右放水口における濃度をそのまま用いている（乙第一六号証九―五―六ページ）。
（５）　右周辺公衆の被ばく線量の計算は、いずれも「線量評価指針」に示された方法により行われている（乙第九号証一二八ないし一三〇ページ、乙第一六号証九―五―一ないし一九ページ）。
（二）　評価結果の妥当性


被告は、本件安全審査において、本件原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被ばく線量の昀大値（周辺監視区域外の被ばく線量の昀大値）につき、①放射性希ガスからのガンマ線による全身被ばく線量が年間約○・〇七四ミリレム（乙第一六号証九－五－六ページ）、②液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被ばく線量が年間約○・〇六六ミリレム（乙第一六号証九―五―八ページ）、③合計した全身被ばく線量が年間約○・一四ミリレム（乙第一六号証九―五―八ページ）、また、④放射性よう素に起因する甲状腺被ばく線量が昀大となる幼児の場合で年間約○・六六ミリレム（乙第一六号証九―五―一九ページ）と評価されることを確認した（乙第九号証一二八、一二九、一三一ページ、乙第一〇号証四ページ）。その結果、本件原子炉施設の平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質による周辺公衆の被ばく線量は、周辺監視区域外の許容被ばく線量年間五〇〇ミリレムをはるかに下回るだけでなく、二で述べた設計上の対策によって、合理的に達成できる限り低く保たれ得ると判断した（乙第九号証一三一ページ）。
四　原告らの主張に対する反論
原告らは、本件原子炉施設の平常運転時の被ばく低減対策に係る審査には種々の重大かつ明白な瑕疵があると主張する。
しかしながら、本件安全審査においては、二及び三において述べたとおり、本件原子炉施設の平常運転時における環境への放射性物質の放出について、周辺公衆の被ばく線量が法令に定める周辺監視区域外の許容被ばく線量を下回るだけでなく、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ており、原告らの右主張はいずれも失当である。以下、念のため、原告らが右主張の根拠として挙げる事項には何ら理由のないことについて述べる。
１　許容被ばく線量に関する主張について
原告らは、被ばく線量と人体への影響との関係は、直線的比例関係であり、しきい値は存在しないのであるから、「許容被ばく線量」に科学的根拠はなく不当であると主張する。（訴状一四一ないし一四七ページ、原告ら準備書面（三）二〇一ないし二〇八ページ）。しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり何ら理由がない。
「許容被曝線量等を定める件」における原子炉施設の周辺監視区域外の「許容被ばく線量」年間五〇〇ミリレムは、ＩＣＲＰの一九五八年勧告を尊重して定められたものであり、合理的な根拠がある。
すなわち、ＩＣＲＰは、放射線被ばくによる障害のうち、低線量の被ばくについては、障害の発生がないか、又は、その発生頻度が小さいため、因果関係が明らかにされておらず、しきい値の存在を積極的に肯定するまでの知見が得られていないことから、いかに低い被ばく線量でも影響が生じるかもしれないという慎重な仮定の下に、長年にわたる放射性物質の使用経験等に照らして、身体的障害の発生する確率として無視し得る線量を、社会的に容認できる被ばく線量の限度として、右の勧告をしたものである。そして、許容被ばく線量は、しきい値がないことを前提として行われたＩＣＲＰの右勧告に基づいて定められたものである（乙第四号証五七ページ）。
なお、ＩＣＲＰは、公衆に対する許容被ばく線量限度の勧告に併せて、公衆の被ばく線量を合理的に達成できるかぎり低く保つという、いわゆるＡＬＡＲＡの考え方をも勧告しており、本件安全審査も、前述のとおり、ＡＬＡＲＡの考え方に基づいて審査している。
２　平常運転に伴う周辺公衆の被ばく線量評価に関する主張について
（一）気体廃棄物の評価に関する主張について
（１）　原告らは、評価条件として、燃料被覆管の欠損率（欠陥率）を一パーセントとする根拠はないと主張する（訴状三九二、三九三ページ）。
しかしながら、後記第三
の二１（二）において述べるとおり、燃料被覆管は健全性が維持され得るものであり、これに加え、本件原子炉施設には、燃料の破損の発生及び破損燃料の存在する位置を検知し得る破損燃料検出装置が設置され（乙第一六号証八―九―八ページ）、かつ、燃料破損時に設定値を超えると、炉心を保護するため「破損燃料検出」の原子炉トリップ信号が自動的に発せられ、原子炉は緊急停止する設計になっていること（乙第一六号証八―九―九、二八、四二ページ）を併せ考慮すると、燃料被覆管の欠陥率が一パーセントの状態（燃料要素約三万三千本（乙第一六号証八―三―二八ページ）のうちの約三三〇本が破損した状態）で運転されることはおよそ考えられない。したがって、右条件は十分保守的であり、原告らの右主張は理由がない。
（２）　原告らは、気体廃棄物中に存在するコバルト六〇、マンガン五四、ストロンチウム九〇、セシウム一三七等の粒子状放射性物質を評価していないのは不当であると主張する（訴状三九六ページ）。
しかしながら、右核種は、原子炉施設の平常運転時の気体廃棄物中にはほとんど存在しない（乙イ第六九号証）ので、被ばく評価に与える影響は小さい。したがって、右核種についての評価は不要である。
なお、右核種は、液体廃棄物による被ばく評価においては、その放出量及び放出経路が評価された上で、考慮されている（乙第一六号証九―四―一二、一八、九―五―六ないし八）。
（３）　原告らは、原子炉格納施設の換気による希ガスの放出回数を年間一〇回とする根拠はないと主張する（訴状三九四ページ）。
右換気は、原子炉停止時に従業員が原子炉格納容器内に立入る際にされるものである（乙第一六号証八―一四―三ページ）ところ、右放出回数は先行軽水炉の昀近の運転実績等を参考にして想定したもの（乙第九号証一二五ページ）であって、我が国の原子力発電所の年間停止回数の平均値が二回未満であることからみても、右回数は十分安全側の想定であり、妥当な条件設定である。したがって、原告らの右主張は理由がない。
（４）　原告らは、①気体廃棄物中の希ガスによる全身被ばく線量評価は、適切な現地実験を行わずにパスキル拡散式を用いて計算していること、②大気中の濃度計算では、風がほとんどない静穏時の拡散を有風時に置き換えて計算していることなど、計算過程に問題があり不当であると主張する（訴状三九四ないし三九六ページ）。


しかしながら、申請者による右線量評価は、「気象指針」において定められた方法（乙第四号証一二六、一二七、一三七ないし一三九、一四六ページ）に依拠したものであり、何ら不当な点はない。
なお、「気象指針」が静穏時の風速を秒速○・五メートルとして有風時の拡散式を適用することとしているのは、静穏時に適用できる適切な拡散式が現在存在しないところ、一般的に静穏時とされている場合でも、感度のよい微風速計で見ると秒速○・五メートル以上の風速を示していることが多く、静穏時においても大気による拡散希釈は行われているものと考えられる上、静穏時における放射性雲からのガンマ線被ばくも極端に高い実測値が得られていない（乙第四号証一四六ページ）ことから、右拡散式の適用は不合理なものではない。
（二）　液体廃棄物の評価に関する主張について
（１）　原告らは、放射性液体廃棄物の年間放出量について、①共通保修設備廃液の二〇パーセントが処理後再使用しないまま放出するとしていること、②液体廃棄物中の放出核種とその構成比、③トリチウムの放出量を二五〇キュリーとしていることの三点は、根拠がなく恣意的であると主張する（訴状三九六、三九七ページ）。
しかしながら、原告らの右主張はいずれも理由がない。すなわち、①については、そもそも共通保修設備廃液は、蒸発濃縮後、濃縮廃液は固体廃棄物として処理し、蒸留水は脱塩塔で更に浄化した後、原則として再使用されるものであるから（乙第一六号証九―四―一一、一二ページ）、その二〇パーセントが放出されるとした評価条件は十分安全側の評価である。②については、燃料被覆管の欠陥率を一パーセントとし、処理設備の性能等を考慮して算定した液体廃棄物の年間放出量に基づいて設定されたものであり、妥当である（乙第一六号証九―四―一二ページ）。③については、海外の高速炉の実績を参考にして設定されたものであり、妥当である（乙第九号証一二七ページ）。（２）　原告らは、被ばく線量評価に用いられた濃縮係数は、仮定的なものであり、これに基づいた被ばく線量評価は現実性がないと主張する（訴状三九七、三九八ページ）。
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり理由がない。本件安全審査において申請者が用いた濃縮係数は、「線量評価指針」に示されている数値であり（乙第四号証八○ページ、乙第一六号証九―五―二六ページ）、右濃縮係数の値は、ＵＣＲＬ（カル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。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（乙第四号証一〇七ページ）。したがって、右濃縮係数は十分信頼できるものである。
（３）　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と主張する（訴状三九八ページ）。しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり、失当である。本件原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被ばく線量評価の妥当性を安全審査において確認する目的は、平常運転時の被ばく低減対策が適切に行われていることを前提に、念のために、本件原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被ばく線量が許容被ばく線量を下回るだけでなく、合理的に達成できる限り低く保たれ得ることを定量的に確認することにある（乙第四号証五八ページ）。「線量評価指針」が、食物摂取による被ばく線量の評価を、現実に存在する被ばく経路について、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のも、このような右評価の目的によるものである（乙第四号証六一、八一ページ）。したがって、前述のような安全側の前提に加えて、原告らの主張するごとき、あえて特殊な食生活を送る周辺公衆を対象としなければならない理由はない。
（４）　原告らは、放射性液体廃棄物による外部被ばく線量評価を行っていないのは、過小評価であると主張する（訴状三九八、三九九ページ）。確かに、外部被ばく経路として、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ばく等も考えられるが、これらは、海産物摂取による被ばく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。そうすると、被ばく線量評価の対象として考慮する必要はなく、「線量評価指針」も右の考え方の下に、その旨を定めているものである（乙第四号証八二ページ）。したがって、原告らの右主張は失当である。３　１ＣＲＰの放射線リスク評価値に関する主張について原告らは、しきい値がないと仮定するＩＣＲＰの放射線のリスク評価値等を挙げ、本件原子炉施設の平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質による被ばくによって相当数の者が死亡すると主張する（訴状一四三、一四四ページ、原告ら準備書面（三）二〇一ないし二〇八ページ）。
しかしながら、以下に述べるとおり原告らの右主張には理由がない。本件安全審査において妥当性を確認した、本件原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被ばく線量の昀大値は、放射性希ガスからのガンマ線による全身被ばく線量が年間約○・〇七四ミリレム、液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被ばく線量が年間○・〇六六ミリレム、合計した全身被ばく線量が年間約○・一四ミリレムとされている（乙第九号証一三一ページ、乙第一〇号証四ページ）。一方、日本国内における自然放射線の地域差は、四〇ミリレム（○・四ミリシーベルト）程度ある（乙第二号証二九四、二九五ページ）が、自然放射線が異なる地域を相互に比較しても晩発性障害や遺伝的障害の発生率には有意な差は全く認められていない（乙第二号証二九四ページ）。
したがって、自然放射線の地域差よりもはるかに小さい本件原子炉施設の平常運転による被ばくによって相当数の者が死亡するなどという原告らの主張は、そもそも何らの根拠もない。


なお、ＩＣＲＰの放射線のリスク評価値は、放射線防護上、人体の安全を守るという放射線防護の基本目的を重視して、晩発性障害と遺伝的障害にはしきい線量がないとの安全側の仮定に立った上で、①高線量の場合は、現在までに得られている線量と晩発性障害及び遺伝的障害の発生率との関係に関する知見を基にして、②低線量の場合も、線量のいかんにかかわらず晩発性障害や遺伝的障害が発生するものとして、それぞれ推定されたものであり（乙第四号証五七ページ）、右リスク評価値を根拠として必然的に右リスク評価値に相当する死者が生じるとしたものではない。したがって、原告らの右主張はリスク評価値の意味を曲解するものである。
第二　自然的立地条件に係る安全性
原子炉施設の安全を確保するためには、前述の平常運転時における被ばく低減対策が適切に講じられることに加え、事故防止対策が適切に講じられなければならない。
事故防止対
策としては、①原子炉の施設そのものに所要の事故防止対策が講じられるべきことはいうまでもないが、その前提として、②本件原子炉施設をめぐる自然的立地条件によって、放射性物質の有する危険性が顕在化することのないように十分な配慮がなされることが必要である（Ｐ６調書（一）六丁裏）。ところで、右②に関する学問的、技術的知見は、それ自体一つのまとまりのある分野を構成するから、まず、本項で自然的立地条件に係る安全性の審査について述べた上で、第三で施設の事故防止対策に係る安全性の審査について述べることとする。
自然的立地条件に係る原子炉施設の安全性についての判断は、当該原子炉施設の自然的立地条件に対応して、右施設がその基本設計ないし基本的設計方針において、工学的、技術的に安全なものとして設計、建設され得るかどうかに関する総合的な審査に基づいてされる。
右の審査において考慮すべき自然的立地条件には、地盤、地震、気象、水理等があるが、とりわけ慎重に審査されるべきは、事柄の性質からして、地盤及び地震に係る安全性である。そこで、以下においては、地盤及び地震に係る安全性の審査について述べる。
なお、被告は、当然のことながら、地盤及び地震以外の自然的立地条件についても、本件安全審査において慎重に審査し、本件原子炉施設の設置に係る安全性が十分確保され得ると判断した（乙第九号証三一、六一ないし六六ページ、乙第一四号証の三の六、九ページ）。
一　本件原子炉施設の地盤に係る安全性
１　地盤に係る安全性に関する審査事項
原子炉施設の地盤が安全であるというためには、地盤に係る条件が、当該原子炉施設における大きな事故の誘因とならないことが必要である。このような観点から、安全審査では、原子炉施設の地盤に係る安全性に関して、次の二点を確認することとしている（乙第四号証七〇五ないし七〇七ページ、乙ニ第三号証の一の五丁裏、一九丁裏、二〇丁表）。
①　原子炉施設の敷地を含む周辺地域の地盤が、当該原子炉施設に損傷を与えるような活断層の活動等による大きな地変や地震等による大規模な地すべりや山津波などを発生させるおそれがないこと。
②　原子炉施設の支持地盤が、その施設を支持するに足りる十分な地耐力があり、かつ、施設の自重や想定される地震時の荷重によって地盤破壊や不等沈下等を起こすおそれがないこと。
２　本件原子炉施設の地盤に係る安
全性の審査
被告は、本件安全審査において、以下に述べるとおり、本件原子炉施設の敷地及びそれを含む周辺地域の地盤に本件原子炉施設の安全性を損なうような問題はないことを確認し、その結果、地盤に係る条件は、本件原子炉施設における大きな事故の誘因とはならないと判断した（乙第九号証五五、六〇ページ、乙ニ第三号証の一の四七丁裏、四八丁表）。
（一）　本件原子炉施設の敷地を含む周辺地域の地盤について被告は、本件安全審査において、以下の事項を確認し、その結果、本件原子炉施設の敷地を含む周辺地域の地盤は、本件原子炉施設に損傷を与えるような活断層の活動等による大きな地変や地震等による大規模な地すべりや山津波などの発生するおそれがないと判断した（乙第九号証五五ページ）。
（１）　本件原子炉施設の敷地は、福井県の敦賀半島北端部に位置し、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た段丘あるいは扇状地を呈する丘陵部にある（乙第一六号証六―一―一ページ）。
（２）　敦賀半島北端地域には、有史以来、本件原子炉施設に損傷を与えるような活断層の活動等による大きな地変は認められておらず、現在もその徴候は認められない。
（３）　申請者の行った文献調査、空中写真判読、地表地質踏査、ボーリング調査等の結果によれば、本件原子炉施設の敷地の背後山地の基盤は、ほぼ堅硬、均質な黒雲Ｓ１花崗岩（中生代から新生代第三紀初期にかけて貫入したもの）によって構成されており、十分な安定性がある。右背後山地の切取斜面や本件原子炉施設後背地の盛土斜面は、その強度及び変形特性等について詳細な調査結果に基づく安定解析の結果によれば、地震等による崩壊が起こることはない（乙第九号証五四、五五ページ、乙第一六号証六―三―三一ページ、乙ニ第三号証の一の一九丁裏、二〇丁表）。
（二）　本件原子炉施設設置場所の地盤について


被告は、本件安全審査において、以下の事項を確認し、その結果、本件原子炉施設を支持する地盤は、施設を支持するのに十分な地耐力があり、かつ、施設の自重や想定される地震時の荷重によって地盤破壊や不等沈下等を起こすおそれはないと判断した（乙第九号証六〇ページ、乙ニ第三号証の一の一九丁裏）。（１）　本件原子炉施設の基礎岩盤は、申請者の行った文献調査や、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によれば、大部分が岩級分類ＣＨ級ないしＢ級の堅硬、均質な花崗岩から構成されている（乙第九号証五七ページ、乙第一六号証六―三―三五、三六ページ）。右基礎岩盤の岩盤試験（平板載荷試験）の結果によれば、昀も大きい分布率を占める岩級分類ＣＨ級の岩盤（乙第九号証五七ページ）の場合、昀大一平方センチメートル当たり約二一〇キログラムの荷重を与えても破壊には至らなかった（乙第九号証五八ページ、乙第一六号証六―三―三八ページ）。したがって、右基礎岩盤は、原子炉建物の常時の接地圧一平方センチメートル当たり約五キログラムに対してはもちろんのこと、地震時に生じる昀大接地圧一平方センチメートル当たり約一四キログラムに対しても、十分な支持力がある（乙第九号証五八、五九ページ、乙第一六号証六―三―三九ページ、乙ニ第三号証の一の一四丁裏、一五丁表）。
（２）　右基礎岩盤の岩盤試験（岩盤せん断試験）に基づき、地震時のすべりに対する抵抗力を検討した結果によれば、地震時の原子炉建物基礎底面岩盤のすべり抵抗力（せん断抵抗力）は約二一五万トンであった。
これに対し、予想される昀大の地震動（後述する基準地震動Ｓ１）により原子炉建物基礎底面に作用する力（昀大せん断力）は約四三万トンであることから、すべりに対して約五の安全率を有している。このことから、右基礎岩盤は、地震力によるすべりに対しても十分な余裕がある（乙第九号証五九ページ、乙第一六号証六―三―三九ページ、乙ニ第三号証の一の一八丁表）。
③本件原子炉施設の基礎岩盤の大部分を占める岩級分類ＣＨ級ないしＢ級の岩盤は、岩石試験・岩盤試験による変形特性によれば、機械的な押し固めである圧密やクリープによる沈下は問題とはならない。また、右基礎岩盤には一部岩級分類ＣＬ級以下の岩盤があるものの、全体面積に占める割合が五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。したがって、不等沈下は予想されない（乙第九号証五九、六〇ページ、乙第一六号証六―三―三九ページ、乙ニ第三号証の一の一九丁表）。
二　本件原子炉施設の地震に係る安全性
１　地震に係る安全性に関する審査事項
ＬＭＦＢＲが、地震に係る安全性を確保し得るものであるためには、想定されるいかなる地震力に対しても、これが安全上重要な施設の機能を失わせ、大きな事故の誘因とならないように十分な耐震性を有していなければならない（乙第四号証三七七ページ）。
このような観点から、安全審査では、ＬＭＦＢＲの地震に係る安全性に関して、
①　耐震設計方針の妥当性
②　耐震設計に用いられる基準地震動の妥当性
の二点を確認することとしている。
（一）　耐震設計方針の妥当性「耐震設計審査指針」及び「評価の考え方」によると、耐震設計方針として、以下の内容が要求されている。①原子炉施設の建物及び構築物は、原則として剛構造にし、重要な建物及び構築物は岩盤に支持させる（乙第四号証三七七ページ）。これにより原子炉施設の固有周期が短周期側に集中し長周期倶に卓越周期を有する地震動との共振が回避されるとともに、表層地盤による地震動の増幅による影響が排除される。②原子炉施設の各設備は、ＬＭＦＢＲの設計の特徴を十分踏まえ、地震により発生する可能性のある放射線による環境への影響の観点から、耐震設計上の重要度分類（Ａ（Ａｓを含む）クラス、Ｂクラス、Ｃクラス）を適切にした上で、重要度に応じて適切な地震力を算定し、これに耐え得るように耐震設計をする（乙第四号証三七七ないし三七九ページ、四九二ページ）。
③ＬＭＦＢＲの機器、配管等は、軽水炉との構造上の相違（低圧、薄肉、高温構造）を考慮して耐震設計を行う（乙第四号証四九二ページ）。以下、耐震設計上の重要度分類について述べた上で、分類されたクラス伽ごとに要求される具体的な耐震設計方針について述べる。
（１）　耐震設計上の重要度分類
耐震設計上の施設別重要度を、地震により発生する可能性のある放射線による環境への影響の観点から、次のように分類する（乙第四号証三七七ページ）。Ａクラスは、①自ら放射性物質を内蔵しているか、又は内蔵している施設に直接関係しており、その機能喪失により放射性物質を外部に放散する可能性のある施設、②右放散の可能性のある事態を防止するために必要な施設及び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施設であって、その影響、効果の大きいものをいう。Ａクラスの施設のうち特に安全上重要な施設は、Ａｓクラスという。
Ｂクラスは、Ａクラスの②で述べたことの影響、効果が比較的小さい施設をいう。
Ｃクラスは、Ａ及びＢクラス以外の一般産業施設と同等の安全性を保持すればよい施設をいう。
（２）　クラス別の耐震設計の意義
Ａ、Ｂ及びＣクラスの施設は、算定された地震力に対して弾性とみなされる範囲の状態を維持できるように耐震設計をする（乙第四号証三八一、三八二、三九一ページ）。
ここでいう弾性とは、構造物に地震力等の荷重が加えられても損傷しないことはもちろん、荷重が取り除かれた後は、変形を残さず元の形に戻る性質をいう。なお、弾性領域を超えると、荷重の増大に伴い材料の変形が急激に増大し、荷重を除去しても変形が元に戻らない塑性領域に入るが、塑性領域に入っても直ちに破壊に至るわけではない。
（３）　Ａクラスの施設の耐震設計方針について


ア　Ａクラスの施設は、①基準地震動Ｓ１に基づく動的解析から求められる地震力と、②静的解析から求められる地震力（静的地震力）のうち、いずれか大きい方の地震力に耐え得るように耐震設計をする（乙第四号証三七九ないし三八一ページ）。
右①の動的解析に基づく地震力は、水平地震力については基準地震動Ｓ１に基づく動的解析から求め、鉛直地震カについては基準地震動Ｓ１の昀大加速度振幅の二分の一の値を鉛直震度として求める。
右②の静的地震力は、建物・構築物については、水平地震力は建築基準法に基づいて定められる層せん断力係数を三倍して算定し、鉛直地震カは震度○・三を基準とし、建物及び構築物の振動特性、地盤の種類等を考慮して求めた鉛直震度に基づいて算定する。また、機器・配管系については、水平地震力は建物・構築物において採用する層せん断力係数を一・二倍して算定し、鉛直地震力は建物・構築物において採用する鉛直震度を一・二倍して算定する。
以上いずれの場合も、水平地震力と鉛直地震力とは、同時に不利な方向に作用するものとする。
イ　Ａｓクラスの施設は、アに述べた耐震設計に加えて、更に基準地震動に基づく動的解析から求められる地震力に対しても、その安全機能が保持できるように設計する（乙第四号証三七九ないし三八一ページ）。
すなわち、Ａｓクラスの施設は、基準地震動Ｓ１に基づき求められる地震動に対し、弾性とみなされる範囲を維持できるように設計するだけでなく、更に基準地震動Ｓ２による地震力に対して、右施設の状態が弾性とみなされる範囲を超えた場合にも、施設の機能に影響を及ぼすおそれのない範囲に維持できるように設計する（乙第四号証三八一、三八二、三九一ページ）。したがって、専ら地震学的見地から念のため想定した地震が発生した場合でも、Ａｓクラスの施設に変形が生じることがあっても、放射性物質の閉込め等の期待される機能は、なお十分な安全余裕をもって維持することができる。
右の動的解析に基づく地震力は、水平地震力については基準地震動Ｓ２に基つく動的解析から求め、鉛直地震力については基準地震動Ｓ２の昀大加速度振幅の二分の一の値を鉛直震度として求め、これらの地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。
（４）　Ｂクラスの施設の耐震設計方針について
Ｂクラスの施設は、次の静的地震力に耐え得るように設計する。すなわち、静的地震力として、Ｂクラスの建物・構築物については、前記の建築基準法に基づいて定められる層せん断カ係数を一・五倍して水平地震力を求め、これと常時作用している荷重及び運転時に施設に作用する荷重とを組み合わせる（乙第四号証三七九ないし三八二ページ）。また、Ｂクラスの機器・配管系については、建物・構築物において採用する層せん断力係数を一・二倍して水平地震力を求め、これと通常運転時、運転時の異常な過渡変化時の荷重とを組み合わせる（乙第四号証三八○、三八二ページ）。
ただし、Ｂクラスの施設のうち、共振するおそれのあるものについては、動的解析を行い、それに耐え得るように設計する（乙第四号証三七九ページ、乙第九号証七二ページ）。
（５）　Ｃクラスの施設の耐震設計方針について
Ｃクラスの施設は、次の静的地震力に耐え得るように設計する。すなわち、静的地震力として、Ｃクラスの建物・構築物については、建築基準法に基づいて定められる層せん断力係数を一・○倍して水平地震力を求め、これと常時作用している荷重及び運転時に施設に作用する荷重とを組み合わせる（乙第四号証三七九、三八一、三八二ページ）。また、Ｃクラスの機器・配管系については、建物・構築物において採用する層せん断力係数を一・二倍して水平地震力を求め、これと通常運転時、運転時の異常な過渡変化時の荷重とを組み合わせる（乙第四号証三七九、三八二ページ）。
（二）　基準地震動の妥当性
（一）　③で述べたとおり、Ａクラスの施設の耐震設計に当たっては、基準地震動Ｓ１、Ｓ２を用いた動的解析の結果をも考慮することが必要である。このＡクラスの施設の耐震設計に用いる地震動は、敷地の解放基盤表面における地震動（基準地震動）に基づいて評価しなければならない（乙第四号証三八○ページ）。これは、
原子炉施設が直接支持さ
れる基盤（岩盤）における地震動を考慮すべきだからである。この基準地震動は、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る。そこで、安全審査では、右基準地震動の妥当性について、次の二点を確認することとしている（乙第四号証三八○、三八一ページ、乙第九号証三二ページ）。①　原子炉施設の敷地周辺において将来発生することがあり得ると考えるべき地震が、過去の地震等から適切に選定されていること。
②　これらの地震が原子炉施設の敷地に及ぼすと考えられる影響を十分吟味した上で、敷地基盤における設計用の基準地震動が適切に策定されていること。以下、それぞれについて詳述する。
（１）　耐震設計上想定すべき地震の選定の妥当性
基準地震動を策定するに当たり、敷地に昀も大きな影響を与えると考えられる地震を想定する必要がある。そして、施設の重要度に応じた耐震設計に用いる地震動を策定するため、地震の強さの程度に応じ、次のア及びイを想定する（乙第四号証三八○ページ）。
ア　設計用昀強地震の想定
設計用昀強地震とは、工学的見地から、起こることを予期することが適切と考えられる地震である（乙第四号証三八三ページ）。
具体的には、①歴史的資料からみて、過去に本件原子炉施設の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（歴史地震）が、近い将来再び起こり、敷地及びその周辺に同様の影響を与えるおそれがあるものと、②近い将来右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うち、敷地の基盤に昀も大きな影響を与えるものを想定する（乙第四号証三八○、三八三ページ）。
設計用昀強地震は、基準地震動Ｓ１を与える地震である。
イ　設計用限界地震の想定
設計用限界地震は、地震学的見地に立てば、設計用昀強地震を超える地震の発生を完全には否定できないことから、地震学上設計用昀強地震を上回る強さの地震が比較的近い時代に発生したことがあると判断される場合、更に工学的見地からの検討を加えて、これが将来再び起こると仮定したものである（乙第四号証三八三、三八四ページ）。


具体的には、①過去の地震の発生状況、②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及び③地震地体構造に基づき、工学的見地からの検討を加え、敷地の基盤に昀も大きな影響を与えるものを想定する（乙第四号証三八○、三八四ページ
）。
設計用限界地震は、基準地震動Ｓ２を与える地震である。なお、基準地震動Ｓ２のために考慮する近距離地震として、マグニチュード六・五の直下地震をも想定する（乙第四号証三八五ページ）。（２）　基準地震動Ｓ１、Ｓ２の妥当性基準地震動Ｓ１は設計用昀強地震から、基準地震動田は設計用限界地震からそれぞれ求める。
このため、設計用昀強地震及び設計用限界地震として選定した地震から適切に基準地震動Ｓ１、Ｓ２が策定されなければならない。
このような観点から、安全審査では以下の二点を確認することとしている。①設計用昀強地震と設計用限界地震による敷地解放基盤表面における地震動（基準地震動）を策定するための地震動特性（地震動の昀大速度振幅、周波数特性、継続時間及び振幅包絡線の経時的変化の三要素）が適切に策定されていること（乙第四号証三八○、三八一ページ）。
②右策定された地震動特性に基づいて基準地震動Ｓ１、Ｓ２の模擬地震波が適切に策定されていること（乙第九号証五一ないし五三ページ）。
ア　地震動特性の妥当性
（ア）　昀大速度振幅解放基盤表面の地震動の水平方向における昀大速度振幅は、地震動の実測結果に基づいた経験式あるいは適切な断層モデルに基づいた理論値を参照して定めることができる。この場合、地震と敷地との相互関係は、地震のエネルギー放出の中心から敷地までの距離で表すものとする（乙第四号証三八五、三八六ページ）。
（イ）　周波数特性
基盤における地震動の周波数特性は、地震のマグニチュード、エネルギー放出の中心からの距離及び基盤の振動特性等に支配されることから、これらの因子について考察する。このほか、敷地の基盤における地震動、常時微動観測結果、又は類似の基盤における既往の測定資料等を参考にして定める（乙第四号証三八六ページ）。
（ウ）　継続時間及び振幅包絡線の経時的変化地震動の継続時間は、地震動の開始からそれが実効上消滅したとみなされるまでの時間を考慮する。また、地震動の継続時間及び振幅包絡線と地震のマグニチュードとの間には密接な相関があると考えられることから、それぞれ設計用昀強地震及び設計用限界地震のマグニチュードに応じて定める（乙第四号証三八六ページ）。
イ　基準地震動Ｓ１、Ｓ２の模擬地震波の妥当性
設計用昀強地震及び設計用限界地震として選定した地震による応答スペクトルを
包絡するように基準地震動
Ｓ１、Ｓ２の応答スペクトルをそれぞれ作成し、右応答スペクトルとアで述べた地震動特性に適合するように基準地震動Ｓ１、Ｓ２の模擬地震波を作成する（乙第九号証五一ないし五三ページ）。
２　本件原子炉施設の地震に係る安全性の審査
被告は、本件安全審査において、「評価の考え方」に基づき、「耐震設計審査指針」を参考にして、本件原子炉施設の耐震設計方針について審査を行い、その結果、以下に述べるとおり、本件原子炉施設の耐震設計方針は妥当であり、想定されるいかなる地震力に対しても、これが安全上重要な施設の機能を失わせ、大きな事故の誘因となることはなく、本件原子炉施設の耐震性は十分確保し得ると判断した（乙第九号証七一ページ）。
（一）　本件原子炉施設の耐震設計方針の妥当性
被告は、本件安全審査において、以下に述べるとおり、本件原子炉施設の耐震設計の基本的方針は、ＬＭＦＢＲの設計の特徴を踏まえ、妥当なものであることを確認した（乙第九号証七一ページ）。
（１）　本件原子炉施設の建物及び構築物は原則として剛構造とし、重要な建物及び構築物は堅硬な岩盤上に直接設置される（乙第九号証一〇ページ、乙第一六号証八―一―九八ページ）。
（２）　本件原子炉施設の各設備は、地震により機能を失った場合に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、高い耐震性を必要とする順にＡ（Ａｓを含む）クラス、Ｂクラス及びＣクラスの三種類に分類した上、重要度に応じた適切な地震力を定め、いずれの施設もこれに耐え得るように設計する（乙第九号証七一ないし七四ページ、乙第一六号証八―一―九八ないし一〇〇ページ）。
各施設の重要度分類は、以下のとおりである。
主要な施設の重要度は、次のとおり分類する。
ア　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　制御棒と制御棒駆動機構（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　補助冷却設備と二次主冷却系設備（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と、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・配管等このうち、①ないし⑤はＡｓとする。
イ　Ｂクラスの施設
①　一次ナトリウム純化系設備
②　廃棄物処理設
③　二次ナトリウム補助設備
ウ　Ｃクラスの施設
①　発電機、蒸気タービン設備、復水設備等
②　その他Ａ及びＢクラスに属さないもの
また、主要施設の有する機能を維持するため必要な補助施設についても、主要設備と同様の重要度に分類する。
さらに、これらの主要施設及び補助施設を支持する構造物は、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。また、分類された各クラスごとの具体的な耐震設計方針は、前記１（一）において述べた「評価の考え方」及び「耐震設計審査指針」によって要求される耐震設計方針に適合している（乙第九号証七四ないし七八ページ、乙第一六号証八―一―一〇〇ないし一〇七ページ）。


（二）　本件原子炉施設の耐震設計に用いられる基準地震動の妥当性本件原子炉施設におけるＡクラスの施設の耐震設計に用いられる基準地震動も、以下に述べるとおり、耐震設計上想定すべき地震から適切に策定したと認められた（乙第九号証五三ページ）。
①　耐震設計上想定すべき地震の選定の妥当性
被告は、本件安全審査において、以下の事項を確認し、その結果、本件原子炉施設の耐震設計上想定すべき地震を適切に選定していると判断した（乙第九号証四八、四九ページ）。
ア　設計用昀強地震の想定
（ア）　本件原子炉施設敷地周辺における過去の主な地震の選定に当たっては、「資料日本被害地震総覧」（既往の種々の地震資料に基づき、昀新の研究成果を採り入れて編集され、かつ、信頼性があると認められているもの）、「理科年表」、「一八八五年～一九二五年の日本の地震活動」（いわゆる「宇津カタログ」）等の地震資料を用いた（乙第九号証三三、三四ページ、乙第一六号証六―五―一、一九ページ）。
その結果、設計用昀強地震を想定する上で考慮すべき歴史地震は一〇あるが、そのうち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歴史地震として、①濃尾地震（明治二四年（一八九一年）、マグニチュード七・九（なお、右「宇津カタログ」ではマグニチュード八・○と評価しており、本件安全審査ではこれも考慮している。）、本件原子炉施設の敷地からみた震央距離五七・ニキロメートル）、②寛文近江の地震（寛文二年（一六六二年）、マグニチュード七・八、震央距離五四・一キロメートル）、③天平美濃の地震（天平一七年（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）、④越前岬沖地震（昭和三八年（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）、⑤天正畿内の地震（天正一三年（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）を選定した（第七図参照。乙第九号証四八、四九。へージ、乙第一六号証六―五―１九、二九ページ、乙ニ第三号証の一の二九丁表、同裏）。
（イ）　また、敷地周辺の活断層について、詳細な文献調査、空中写真判読による調査及び現地調査を実施し、海域については海上保安庁の調査結果等を基に検討した。
その結果、設計用昀強地震を想定する上で考慮すべき活断層は七あるが、そのうち活動性の高い疑いのあるものとして、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）を選定した（乙第九号証三九、四九ページ、乙第一六号証六―五―二九ページ、乙ニ第三号証の一の四二丁表、同裏）。
イ　設計用限界地震の想定
（ア）　ア（イ）で述べた調査結果の結果、設計用限界地震を想定する上で考慮すべき活断層は七あるが、そのうち敷地に与える影響がその他の活断層よりも大きいと認められる活断層による地震として、①甲楽城断層から想定される地震（マグニチュード七・○、震央距離一一・五キロメートル）、②木ノ芽峠断層から想定される地震（マグニチュード七・二、震央距離一六・五キロメートル）、③Ｓ―二一ないしＳ－二七断層から想定される地震（マグニチュード六・九、震央距離一二・一キロメートル）、④柳ケ瀬断層から想定される地震（マグニチュード七・二、震央距離二一・○キロメートル）を選定した（第七図参照。乙第一六号証六―五―二九ページ、乙ニ第三号証の一の四二丁裏）。
このほか、地震地体構造の見地から想定される地震（マグニチュード七・八、震央距離六〇・○キロメートル）や、直下地震（マグニチュード六・五）も想定している（乙第九号証四九ページ、乙第一六号証六―五―二九ページ）。（イ）　ア（イ）で述べた柳ケ瀬断層（南部）から想定される地震と、（ア）で述べた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―二一ないしＳ―二七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の各規模（マグニチュード）は、マグニチュードと活断層の長さとの関係を表す経験式（松田式）によって求めている（乙第一六号証
六―五―一二ページ）。
ウ　想定すべき地震の選定の妥当性
歴史地震や活断層から想定した地震のうち、ア、イで選定した以外のものは、本件原子炉施設の敷地に与える影響が、以上のとおり選定した各地震による影響を上回るものはない。したがって、ここで選定した地震で代表させても支障がなく、設計用昀強地震及び設計用限界地震として想定すべき地震の選定は妥当である（乙第九号証四九ページ、乙ニ第三号証の一の二九丁裏、四三丁表）。
（２）　基準地震動Ｓ１、Ｓ２の妥当性
被告は、本件安全審査において、以下の事項を確認し、その結果、本件原子炉施設の敷地に想定される基準地震動は、選定した地震の地震動特性に基づいて策定したものであり、耐震設計に用いられる基準地震動は適切であると判断した（乙第九号証五三ページ）。
ア　地震動特性の妥当性
（ア）　昀大速度振幅
（１）において選定した地震による本件原子炉施設の敷地における地震動の昀大速度振幅は、活断層については中心からの距離を、歴史地震については震央距離を、それぞれ金井式に適用して求めている。金井式は、地震動の昀大速度振幅、震源距離及びマグニチュードの関係を表す経験式であり、震源距離とマグニチュードの値が与えられれば、ある地点での地震動の昀大速度振幅を求めることができる（乙第九号証五〇ページ、乙第一六号証六―五―一九、二〇ページ）。
（イ）　周波数特性
地震動の周波数特性は、いわゆる大崎スペクトルに基づいて定めている（乙第一六号証六―五―二〇ページ）。大崎スペクトルは、解放基盤表面での標準応答スペクトルであり、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ものである。
なお、申請者の行った調査の結果によれば、本件原子炉施設の敷地地盤は堅硬、均質で相当な広がりのある岩盤であり、その横波速度が毎秒平均一・九キロメートルであって（乙第一六号証六―三―三八ページ）、右標準応答スペクトルが適合する範囲にある（乙１第九号証三三ページ）。
これらのことから、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り、また、信頼性のある方法によって作成していると認められる（乙第九号証五〇、五一ページ）。
（ウ）　継続時間及び振幅包絡線の経時的変化
地震動の継続時間は、地震動の開始から実効上消滅したとみなされるまでの時間


により定めており
、また、振幅包絡線の経時的変化は、地震の規模、継続時間に関連させて定めている（乙第九号証五一ページ、乙第一六号証六―五―二〇、二一ページ）。
イ　基準地震動Ｓ１、Ｓ２の模擬地震波の妥当性
基準地震動Ｓ１、Ｓ２の応答スペクトルは、アで述べた地震動特性に基づき、（１）で選定した地震から求めた応答スペクトルを包絡するように設定している（乙第九号証五一、五二ページ、乙第一六号証六―五―二一、三二ページ）。基準地震動Ｓ１、Ｓ２の模擬地震波は、アで述べた地震動特性（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の応答スペクトルに合致するように作成しており、その結果、基準地震動Ｓ１の模擬地震波の昀大速度振幅は一九・○カイン、基準地震動Ｓ２のそれは二二・八カインとなっている（乙第九号証五一、五二ページ、乙第一六号証六―五―二一、三二ページ）。
三　原告らの主張に対する反論
１　本件原子炉施設の地盤に係る安全性に関する主張について原告らは、本件原子炉施設の地盤に係る安全性の審査には種々の重大かつ明白な瑕疵があると主張する。
しかしながら、本件安全審査においては、一において述べたとおり、①本件原子炉施設の敷地を含む周辺地域の地盤は、本件原子炉施設に損傷を与えるような活断層の活動等による大きな地変や地震等による大規模な地すべりや山津波などの発生するおそれがないこと、②本件原子炉施設を支持する地盤は、施設を支持するに足りる十分な地耐力があり、施設の自重や想定される地震時の荷重によって地盤破壊や不等沈下等を起こすおそれがないことを確認している。したがって、原告らの右主張は失当である。
以下、念のため、原告らの右主張に理由のないことを個別に述べる。
（一）　施設の地盤の安全性に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の地盤は地震時の変位を受けたり、不等沈下するおそれが大きいと主張し、その根拠として、①本件原子炉施設の設置予定地の岩盤は、地震に弱い劣悪なサンドイッチ地盤であること、②右地盤の一部に岩級分類ＣＬ級以下の岩盤が存在すること、③右地盤は、基盤をカットして造成した土地と沖積地との双方をまたいでいることを指摘する（訴状三七二ページ、原告ら準備書面（五）二１（二））。
しかしながら、以下に述べるとおり、原告らの右指摘は理由がない。
①の「サ
ンドイッチ地盤」という言葉は、そもそも、昭和五三年六月の宮城県沖地震後に、新聞記者が、硬い地層と軟らかい地層とが上下方向に交互に重なり合っている表層地盤を指して名付けたものであり（甲ハ第二二号証一〇八、一〇九ページ）、原子炉施設が設置されるような基礎岩盤を対象としたものではない。本件原子炉施設の設置場所の基礎岩盤は、敷地造成工事により上部堆積層をすべて除去し、堅硬な岩盤を露出させたものであり、表層地盤ではない（乙第一六号証六―三―三九ページ、乙ニ第三号証の一の六丁表）から、右主張は前提を誤っており、失当である。また、②、③については、確かに、右基礎岩盤中には、ＣＬ級以下の岩盤が一部存在するものの、それはごくわずかなものがＣＨ級以上の堅硬な岩盤に包み込まれたような形をして存在するにすぎず、大部分は岩級分類ＣＨ級ないしＢ級の堅硬、均質な花崗岩から成る岩盤で構成されているのであるから、地盤（基礎岩盤）の安全性に影響を及ぼすものではない（乙第一六号証六―三―三八、一三一ないし一三七ページ、乙ニ第三号証の一の一〇丁表ないし一丁裏、一九丁表、乙ニ第三号証の二の七丁表ないし九丁裏）。
（二）　敦賀市の報告書に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の地盤が不安定であると主張し、その根拠として、敦賀市が昭和五六年三月に作成した「原子力発電所周辺地域地質調査書」中に「原子炉本体だけでなく、その付属設備、たとえば用配水管など延長の長いものの工事との関係は、特に注意を要する」との記載があることを挙げる（原告ら準備書面（五）二１（二））。
しかしながら、原告らが指摘するのは、右報告書中の、「以上の調査事項・結果とも現在の学問レベルでよく努力したものと評価できる。しかし、人類の知識は次々と進歩し増している。（中略）今回特に問題となった２つのリニアメントは原子炉本体の場所ではないので、原子炉の耐震設計との関係から問題とされる。しかし原子炉本体だけでなく、その付属設備、たとえば用配水管など延長の長いものの工事との関係は、特に注意を要すると考えられる。」との記載の一部分である。右部分は、本件原子炉の付属施設についても耐震設計上の配慮をすべきことに注意を喚起したものにすぎず、本件原子炉施設の地盤が不安定であることを示したものではない。したがって、原告らの指摘する前記記載部分は、原告らの右主張の根拠とはなり得ない。
（三）　施設の背後山地の安全性に関する主張について原告らは、本件原子炉施設の背後山地は、山津波や地滑りが発生するおそれがある軟弱地盤であると主張し、その根拠として、右地質調査書が「山地の崩壊・土石流の発生などが問題」であるとしていることを指摘する（原告ら準備書面（五）二１（一））。
しかしながら、右地質調査書は、その一〇〇ないし一〇一ページにおける申請者調査の検討の中で、木村教授の所見に基づき本件原子炉施設の立地点には有意な活断層がないことを述べた上、さらに「はせ田地区の地形は、特に山地部の比高が高く、傾斜の勾配も急である。従って、むしろ活断層よりも山地の崩壊・土石流の発生などが問題」であると述べているのである。このような文脈からみて、右箇所は、単に、山地部の比高及び傾斜勾配に着目して山地の崩壊等の可能性を一般的に指摘したにすぎない。したがって、原告らの右指摘する点は、原告らの右主張の根拠とはなり得ない。
なお、平成一〇年九月二二日、台風七号の影響による集中豪雨のため、本件原子炉施設の敷地内において土砂が流出したが、本件原子炉施設には、何ら安全上の影響を及ぼすものではなかった（乙ハ第一三号証）。
２　本件原子炉施設の地震に係る安全性に関する主張について原告らは、本件原子炉施設の地震に係る安全性の審査には種々の重大かつ明白な瑕疵があると主張する。


しかしながら、二において述べたとおり、本件安全審査においては、想定されるいかなる地震力に対しても、これが大きな事故の誘因とならないよう、耐震設計が講じられ得ることを確認しており、原告らの右主張はいずれも失当である。以下、念のため、原告らの右主張に理由のないことを個別に述べる。
（一）　活断層の評価に関する主張について
（１）　原告らは、本件原子炉施設周辺の断層について、地形学的には野坂断層と海底断層（Ｓ―二一ないしＳ―二七）とは連続していると評価すべきであると主張する（訴状三七〇ページ）。
しかしながら、海上保安庁の音波探査結果からは、Ｓ―二一ないしＳ―二七の海底断層と野坂断層との間の海域には断層が認められておらず（乙第一六号証六―三―二六、二七、一〇一ページ）、他に原告らの主張の根拠となる証拠はないから、右両断層の連続性を認めることはできない。したがって、原告らの右主張は理由がない。
（２）　原告らは、海底
断層Ｓ―一、甲楽城断層、山中断層、柳ケ瀬断層等は、一連の断層群として評価すべきであると主張する（原告ら準備書面（一二）の九、一〇ページ）。しかしながら、準備書面（六）の一八ないし二一ページにおいて述べたとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の耐震設計上考慮すべき活断層の認定について、敷地周辺の活断層に関する詳細な文献調査、空中写真判読による調査、現地調査及び海域についての海上保安庁の調査結果等を基にして検討した結果、原告らが挙げる活断層の連続性は認められず（乙第一六号証六―三―一二ないし一五ページ）、一連の断層群として評価し得ないことを確認している。各断層が雁行していることのみをもって、一本の断層系として評価すべきとの意見（Ｐ４調書（イ）六三丁裏、同⑳四七丁表）は、右調査結果をすべて無視するものであって、何らの根拠にもならない（乙ハ第四号証二二〇ページ、Ｐ４調書伽四七丁表ないし四八丁裏）。したがって、原告らの右主張は理由がない。
（３）　原告らは、城ケ埼沖合から敦賀半島の白木―丹生間の谷を通り、Ｓ―一六断層の北端までの延長約一九キロメートルに横ずれ断層があるとして、これを「敦賀半島西岸断層」と称し、この断層は断層系とみられるいくつかの活断層であって、これによってマグニチュード六・九の震源の極めて浅い直下型の地震が生じることを想定すべきであると主張する（原告ら準備書面（五）二２）。しかしながら、原告らのいう「敦賀半島西岸断層」（以下「原告主張断層」という。）の存在は、以下に述べるとおり何ら根拠のないものであって、原告らの右主張は理由がない。
ア　原告らは、原告主張断層が存在する根拠として、まず、白木沖のＳ―１六、Ｓ―一七断層の延長線上の白木―丹生間にリニアメントが存在することを指摘する（原告ら準備書面（五）２（二）（１））。
しかしながら、リニアメントには断層運動によって形成されたものとそれ以外の原因によって形成されたものがあるところ、原告らが指摘するリニアメントには、断層運動により生成されたことを示す地質的特徴（断層変位地形）が認められない。むしろ、右リニアメントに沿って所々に粘土脈が存在し、その周辺の花崗岩が粘土化し、軟弱化したため、この軟弱化した部分が浸食されて、線状の地形が形成されたものと考えるのが合理的である（乙第一六号証六―三―三〇ページ、乙ニ第三号証の一の三六丁裏ないし三七丁裏）。したがって、右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（乙ニ第三号証の一の三八丁裏）。イ　原告らは、原告主張断層が存在する根拠として、特牛埼側地塊を敦賀半島西岸断層に沿って八○○メートル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を指摘する（原告ら準備書面（五）２（二）（２））。
しかしながら、仮に、原告らが主張するように右地塊が北方に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認められなければならない（乙ニ第三号証の一の四四丁表、同裏）。しかし、右地塊の北縁にあるＳ―一二ないしＳ―一四の断層の走向方向は、いずれもほぼ南北方向であって、東西方向ではない（乙第一六号証六―三―一〇一ページ、乙ニ第三号証の一の四四丁裏）。また、右地塊の北縁の更に北側をみても、Ｓ―１ないしＳ―六の断層群の走向方向は南北方向であって、東西方向の断層は存在しない。したがって、原告らの右主張は失当である。
ウ　原告らは、原告主張断層が存在する根拠として、白木峠南方一キロメートルに存在する尾根筋には、西側斜面が途中で断ち切られたような三角形状の地形「三角末端面」が観察できることを指摘する（原告ら準備書面（五）２（二）３）。しかしながら、仮に、右三角形状の地形（乙ニ第三号証の一添付図⑭の赤丸印）が断層運動によって形成されたもの（断層変位地形としての三角末端面）であるならば、①右西側斜面の裾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、右西側斜面付近にはリニアメントが走行していない（なお、白木―丹生間にほぼ南北方向に認められる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（乙ニ第三号証の一の三八丁裏）。）、②原告らが右西側斜面の付近を通るとするリニアメントの走向方向（Ｐ４調書（四）添付図①の赤線）と右西側斜面の等高線の走向方向（乙ニ第三号証の一添付図⑭の赤丸印）とは一致しなければならないが、右リニアメントの走向方向（ほぼ南北方向）と右等高線の走向方向（ほぼ南南東―北北西方向）とは斜交する、③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裾が線状に配列することが普通であるが、右西側斜面付近を含む原告主張断層の走向方向には右三角形状の地形以外に三角形状の地形は認められてお
らず、また、断
層運動による変位地形（乙ニ第三号証の一添付⑨）も認められていない（乙ニ第三号証の一の四四丁裏ないし四七丁表）。
以上のとおりであって、右三角形状の地形が断層運動によって形成されたものであるとは到底言い得ない。


エ　原告らは、海上保安庁水路部の海底音波探査の結果から、海底断層Ｓ―一七と本件原子炉施設との間の海域や、白木―丹生間のリニアメントの南側部分（美浜原子力発電所設置場所の南方付近）の海域はいくつもの地層が乱れており、枝分かれした断層がいくつも認められるとの前提に立って、右地点を原告主張断層が走行すると主張する（原告ら準備書面（五）２（二）（５）、準備書面（一一）三、四）。
しかしながら、海上保安庁水路部の資料によれば、白木北方沖合については、Ｓ―一七断層の部分についてのみ、海底断層の存在を推定しているだけであり、右断層と陸域との間には断層の存在を推定しておらず、また、美浜原子力発電所設置場所の南方付近の海底にも断層の存在は示されていない（乙第一六号証六―三―一〇一、一〇三ページ）。白木―丹生間には地形的低地帯が認められるが、これは、熱水変質を受け、やや軟質化した花崗岩が分布している部分が選択的に侵食されることによって形成されたものである。さらに、白木前面海底では、基盤面の傾斜あるいは凹状地形の側壁が海上音波探査の結果に反映されていると考えられる（乙第一六号証六―三―三〇ページ）。
以上のとおり、Ｓ―一七断層と陸域との間に活断層の存在を示す地形的な特徴は認められず、原告の右主張は前提において失当である。（４）　なお、原告ら提出の甲ハ第六六号証中には、敦賀断層と柳ヶ瀬断層と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、敦賀断層と柳ヶ瀬断層とが同時に動いた場合、マグニチェード七・二の地震が発生する可能性がある旨の記載がある。
確かに、本件安全審査においては、敦賀断層と柳ヶ瀬断層とが同時に活動することは想定していない。しかしながら、右指摘に係る一三二五年に起こった地震（正中近江の地震）については、設計用昀強地震として考慮されており、敦賀断層（木ノ芽峠断層）及び柳ヶ瀬断層によって起きる各地震については、それぞれマグニチ
ュード七・二を想定し、設計用限界地震と
して考慮されていることを確認している（乙第九号証三四、四八、四九ページ、乙第一六号証六―五―二九ページ）。したがって、甲ハ第六六号証は、本件安全審査の合理性を何ら左右するものではない。
（５）　原告らは、甲ハ第六七号証を挙げて、甲楽城断層による地震をマグニチュード七・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ところ、本件安全審査でマグニチュード七・○、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と主張する。しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり理由がない。すなわち、被告は、本件安全審査において、甲楽城断層について、以下のアないしウの事項を確認し、その結果、陸域にみられるリニアメントと海域にみられる伏在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と判断した。そして、この結果をもとに、甲楽城断層による地震はマグニチュード七・○、震央距離は、一一・五キロメートルと評価したのである（乙第九号証三九、四〇、四七ページ、乙第一六号証六―三―一四、一五、六―五―三一ページ）。
ア　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る。これによれば、当断層はこの海底に認められるリニアメント状地形の位置に推定するのが適切と考えられる。イ　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約一八・五キロメートルにわたり伏在断層が推定される。
ウ　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ない。そして、現地の露頭調査では、この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。
なお、甲ハ第六七号証における甲楽城断層に関する記載を検討するに、確かに、右書証の中の「中部日本のブロック境界に認められる空白域と歴史地震が知られていない構造線での地震危険度」と題する図（同号証一九八ページ）中の「Ｄ」には、原告らが指摘する部分と思われる空白域の図示がある。しかし、金折祐司は、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、地震の想定の困難性を指摘した上で、「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」るとして、右Ｄ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導いてみたものである（同号証一九九ページ）。以上のとおり、右記載部分は、空白域において地震が発生する蓋然性を前提にしたものではないから、原告らの主張する断層から想定される地震をもって、耐震設計上考慮すべき地震とすべき必要はない。したがって、甲ハ第六七号証の右記載は、本件安全審査における甲楽城断層の評価を不合理とする根拠とはなり得ない。（６）　原告らは、①兵庫県南部地震によって、型が違って連続していない複数の断層が飛び火して同時に動くことがあり得ることが証明されたとの前提に立って、②山中断層と甲楽城断層と柳ヶ瀬断層、白木―丹生リニアメントとＳ―一五～二七断層、Ｓ―二一～二七断層と野坂断層及び敦賀断層と花折断層が同時に動くと主張した上、地震地体構造を考えると、③花折断層で地震が起こるとしても、敦賀断層も動くとみるべきであり、震央距離は六〇キロメートルではなく、五〇キロメートル程度になる、④山中断層と甲楽城断層と柳ヶ瀬断層は、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・八の地震を考えることになるはずであると主張する。
しかしながら、原告らの右主張は、いずれも理由がない。まず、①についてみるに、兵庫県南部地震は、その余震分布等からみて、既知の活断層の密集帯である六甲―淡路断層帯（原子力安全委員会はこれを一連の断層として評価している（甲ハ第六〇号証一六ページ）。）の一部が変位して発生したものとみられ（甲ハ第六〇号証九、一〇ページ）、原告らの指摘するような、何ら関連性のない複数の活断層が同時に変位することによって発生したものではない。原告らの主張①は誤りであり、したがって、原告らの主張①を前提とする②ないし④の主張は、いずれもその前提を欠き、失当である。


なお、念のため、付言すると、②及び④については、山中断層と甲楽城断層と柳ヶ瀬断層、白木―丹生リニアメントとＳ―一五５一七断層、Ｓ―二一～二七断層と
野坂断層及び敦賀断層と花折
断層は、いずれも別個のものであり、これらが同時に活動する可能性がないことは、前記（一）ないし（二）で述べたとおりである。また、③については、敦賀断層（木ノ芽峠断層）と花折断層は、距離的にも離れており（乙第一六号証六―三―七九ないし八二ページ）、一連の断層として評価する余地はない。
（二）　耐震設計審査指針に関する主張について
（１）　原告らは、本件安全審査において適用した耐震設計審査指針がマグニチュード六・五の直下型地震を想定するものとしているのは妥当でないと主張する（訴状三七〇ページ）。
しかしながら、以下に述べるとおり、原告らの右主張は理由がない。原告らの指摘するように、耐震設計審査指針は、設計用限界地震の想定に当たって、近距離地震（震源距離一〇キロメートルを想定）として、マグニチュード六・五の直下地震をも考慮するものとしている（乙第四号証三八五ページ）が、前記二１（イ）（二）（１）で述べたとおり、設計用限界地震の想定は、①過去の地震の発生状況、②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、③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昀も影響の大きいものを想定することが前提となっている。直下地震は、右のように原子炉施設が設置される場所に即して、十分な文献調査や現地調査をした上で、想定される設計用限界地震について、更に無条件で考慮するものとされたものである。指針がこのように定めているのは、原子炉施設が放射性物質を有しているということから、念には念を入れるという安全性確保の考え方に基づき、地表に現れていない活断層の存在とこれによる地震発生の可能性を否定し得ないという地震学的見地に配慮したものである（乙ニ第三号証の二の六二丁裏）。右のとおり、現地周辺について十分な調査がされることを前提に、更にどの程度の規模の地震を無条件で想定することを要求するかは、原子力安全委員会が、安全審査の経験を踏まえ、地震学、地質学等の知見を工学的に判断して定めるものである（乙第四号証三七六ページ）。耐震設計審査指針が定めるマグニチュード六・五の直下地震は、我が国の地震に関する知見が総合的に考慮されたものであり、右の直下地震の位置づけからして、合理的かつ妥当な基準というべきである。原告らは、日本海中部地震がマグニチュード七・七（震源は秋田県沖約一〇〇キロメートルとされている。甲ハ第四八号証七五ページ）であったことを指摘して、右基準の設定を非難するが、指針における直下地震の位置づけを理解しないものであって失当である。
また、原告らは、マグニチュード六・五の直下地震を想定することが不合理である根拠として、以上の他にも、①一九二七年北丹後地震（マグニチュード七・三）、一九四三年鳥取地震（マグニチュード七・二）、一九四八年福井地震（マグニチュード七・一）、一九八四年長野県西部地震（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ものであり、活断層がなくてもマグニチュード六・五以上の大地震が起こる、②松田時彦は、地表地震断層の生じない昀大地震をマグニチュード七・一にすべきだと主張する、③島崎邦彦は、これを六・八に変えた方が良いと主張することをも指摘する。しかし、①については、耐震設計審査指針における直下地震の位置づけを正解しないものであり、失当である。②、③についても、現行の直下地震の基準（原子力安全委員会が、安全審査の経験を踏まえ、地震学、地質学等の知見を工学的に判断して定めたものである。）の合理性を否定する知見ではない。したがって、原告らの右主張は、いずれも失当である。
さらに、原告らは、「耐震設計審査指針」における直下地震に関する規定は、直下地震を想定し七いるにもかかわらず、①基礎岩盤が断層によって破壊されることを想定しておらず、また、②直下地震による衝撃的破壊について考慮されていないのは、不合理であると主張する。
しかしながら、以下に述べるとおり、原告らの右主張も失当である。①については、地盤に係る安全審査は、「原子力発電所の地質、地盤に関する安全審査の手引き」（乙第四号証七〇五ないし七〇七ページ）に基づき、原子炉施設の敷地地盤のボーリング調査等を行い、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としている。したがって、直下地震の想定に当たり、基礎岩盤が断層によって破壊される事態を想定する必要はない。②については、原告らの指摘する衝撃的破壊は、兵庫県南部地震において被災原因の一つとなった可能性があると言われているが、仮説の域を出ず、確証が得られたものではない（甲ハ第六〇号証一一ページ）。そもそも、「耐震設計審査指針」
は、想定されるいかな
る地震力に対してもこれが大きな事故の誘因とならないように耐震設計の方針等を定めたものであり、直下地震についても十分に考慮することとしていることは、前記二１で述べたとおりである。したがって、直下地震の想定に当たり衝撃的破壊を考慮していないことは、何ら不合理ではない。
（２）　原告らは、「耐震設計審査指針」における地震の上下動の力の設定が、動的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、静的地震力については水平方向の標準せん断力の二分の一としているのは不当であると主張し、その根拠として、兵庫県南部地震による観測記録中には上下動が水平動を上回るものが見られることを指摘する（原告ら準備書面（一二）二三ないし二六ページ）。
しかしながら、準備書面（六）の二四ないし二六ページにおいて述べたとおり、原告らの指摘する観測記録は、軟弱な表層地盤における観測記録や、構造物の影響を強く受けている高層ビルの地下階の観測記録等であり、いずれも上下方向の加速度が相対的に大きくなる場合のある箇所の記録である。一方、これらを除外した観測記録の上下動と水平動と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ている（甲ハ第六〇号証二一ページ）。したがって、原告らの右主張は理由がない。
なお、一般に、地震時の構造物の設計を支配するのは水平地震力であり、鉛直地震カの影響は小さいものと考えられるところ、原子炉施設の建物及び構築物は、厚い壁で構成される鉄筋コンクリートの壁式構造にしてあるため、上下方向には特に剛性の高い構造となっている。したがって、鉛直方向の地震力が原子炉施設の耐震安全性に及ぼす影響は小さい。


（３）　原告らは、甲ハ第六七号証の中で引用されている松田時彦の考え方を指摘して、「耐震設計審査指針」が前提とする「過去起きたから危険だ」という考え方は、「過去起きていないから危険だ」という考え方に転換されており、もはや「耐震設計審査指針」は時代遅れの遺物でしかないと主張する。しかしながら、甲ハ第六七号証の中には、原告らの指摘するような、「過去起きたから危険だ」という考え方がもはや時代遅れである旨の記載は一切存在しない。他に、原告らの右指摘を裏付ける客観的な証拠はないから、原告らの右指摘は、全くの誤りというほかない。
なお、原告らの引用する松田の考え方とは、地震予知の見地から、活断層のうち要注意活断層を選別するものである。松田は、かかる観点から、その選別のための基準として、「無地震経過率の大小」（地震の再来を前提に地震後の経過率の大きい活断層を要注意活断層とする考え方）や、「歴史地震の有無」（一つの長い断層のうち、この一部が比較的昀近地震（歴史地震）を発生させている場合、その残余の区間が地震を発生させる可能性が高いという考え方）を提示したものである（甲ハ第六五号証九二ページ）。すなわち、右松田の考え方を正確に述べるならば、「過去に起きて以来現在までに起きていないから危険だ」というべきであって、過去の地震歴を考慮するという考え方が変わったものではない。原告らは、「過去に起きたから危険だ」という考え方が、「過去に起きていないから危険だ」という考え方に転換したと述べるが、これが右松田の考え方を曲解したものであることは明らかである。
「耐震設計審査指針」は、右のような要注意活断層を選別することとしていないが、原子炉施設の設置場所に即した具体的個月的調査がされることを前提にしており、災害防止の観点から昀も重要なＡｓクラスの施設（これらの施設の機能が維持される限り、放射性物質の異常な放出は回避される施設）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（前記１（二）（１）参照）。したがって、「耐震設計審査指針」が、右の要注意活断層の選別の定めを置いていなくても、耐震安全性を確保する上で問題はなく、右指針の合理性は何ら損なわれない。
（４）　原告らは、「耐震設計審査指針」は、本来区分する理由のないＳ１、Ｓ２を区分して歴史地震を重視し、その一方で活断層を軽視しているのは不合理であると主張する。しかしながら、前記１（一）（１）ないし（５）で述べたとおり、基準地震動Ｓ１、Ｓ２の区別は、耐震設計上の重要度分類（施設をＡ、Ｂ、Ｃクラスに分け、更にＡクラスのうち特に安全上重要な施設をＡｓクラスとする）に対応したものである。具体的には、基準地震動Ｓ１はＡクラスの耐震設計を導くのに用い、基準地震動Ｓ２はＡｓクラスの耐震設計を導くのに用いるものであって、両者を区別するのは十分な合理性がある。そして、前記１（二）（１）において述べたとおり、耐震設計審査指針は、基準地震動Ｓ１及びＳ２の策定に際して、地震を引
き起こす可能性のある活断
層はすべて考慮することとしており、活断層を軽視するような事実はない。原告らの右主張は失当である。
（５）　原告らは、「耐震設計審査指針」が耐震設計上想定すべき地震の選定に当たり考慮すべき活断層を五万年前以降に活動した活断層に限定しているのは、合理性を欠くと主張する。
しかし、「耐震設計審査指針」が考慮すべき活断層を五万年前以降に活動したものに限定しているのは、①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、②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、③一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、という地震学、地質学等の知見に基づき、工学的に判断したものである（乙ハ第二〇号証二〇三ページ）。したがって、右基準は合理的であり、原告らの右主張は失当である。
（６）　原告らは、断層が引き起こす地震の影響を考慮するに当たり、断層の中心を震央と考え、震央からの距離を金井式に適用することは不適切であると主張する。
しかしながら、原告らの主張は、以下に述べるとおり失当である。すなわち、地震に係る安全審査では、基準地震動の策定に当たり、活断層の全範囲が一度に活動して昀大規模の地震が発生することを想定している。この場合、実際の断層面は空間的な広がりのあるものではあるが、震源の位置の想定方法として、断層面の一点で代表させるという手法を採用している。断層面が広がりのあるものであることを考慮すると、断層面（地震の発生を引き起こす、ひずみエネルギーが蓄積していた空間的な広がり）の中心をもって震源（すなわち右エネルギーの放出点）とし、その真上の地表上の点（断層の中心）を震央とすることは妥当であり、一般的な手法である。このように、断層の中心を震央と考えることは、何ら不合理ではない。
なお、敷地と断層までの距離が断層の大きさに比べてある程度離れている場合には、点震源と仮定しても何ら問題ないが、敷地と断層が接近している場合には、断層面の広がりが無視できなくなるため、これを考慮した断層モデル（地震の発生源である断層を面としてとらえ、実際には複雑な形状を持っている断層を種々のパラメータを用いてモデル化し、地殻の破壊する現象をシミュレートすることにより、地震動を推定しようとする手
法）を用いた検討もされることとなっている（なお、本件原子炉施設についてはその検討を要する活断層は存在しない）。
（７）　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備であると主張する。
しかしながら、「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おり（耐震設計審査指針５・（３）、乙第四号証三八○ページ）、原告らの指摘は誤りである。
なお、本件安全審査においては、震央距離が一五〇キロメートル以遠の歴史地震は、基準地震動の策定に際して考慮していない。これは、これらの地震が本件原子炉施設の敷地に与える影響が、設計用昀強地震及び設計用限界地震の想定に際して選定した各地震による影響を下回ることから、これら選定した地震で代表させても支障がないと判断したためである（乙第九号証四九ページ、乙ニ第三号証の一の二九丁裏、四三丁表）。
（三）　松田式に関する主張について


（１）　原告らは、従来の松田式による耐震設計は過小な評価に基づくものであり、誤っていると主張し、その根拠として、松田式の提案者である松田時彦が、平成七年六月に昀近の検討結果として新たに提案した、二本の直線で表される関係式を示し（甲ハ第五四号証二二ページの図２中の点線ｂとｃ）、これによれば、甲楽城断層のマグニチュードは大きくなることを指摘する（原告ら準備書面（一二）五、六ページ）。
しかしながら、従来の松田式は、東京大学地震研究所教授（当時）松田時彦が、昭和五〇年に、地震の際に実際に地表面に出現した断層の状況から定められた断層の長さからその断層が引き起こす可能性のある昀大のマグニチュードを推定するために提案した式であって（乙ハ第一六号証二七三ページ）、本件原子炉施設を始め他の原子炉施設の耐震設計においても、有用な経験式として現在でも広く活用されている。
一方、原告らの指摘する新たな経験式は、策定根拠が全く明らかにされていない。したがって、これによって、従来の経験式の適用を誤りとすべき理由はなく、原告らの主張は理由がない。
（２）　原告らは、松田式は活断層による断層線の長さから地震のマグニチュードを推定する式であるところ、右活断層による断層線がすべて地表に現われるとは限らず、短く評価されがちであることを指摘し、松田式による評価には大きな誤差があるのに、右誤差を考慮しない審査基準は不合理であると主張する。
しかし、本件安全審査では、空中写真判読、文献調査、詳細な地表踏査等の結果に基づき、地表に現れている部分だけではなく、地質学的見地等から、地下の地質構造も推定した上で活断層の長さの妥当性を評価しており、活断層の評価は適切にされている。原告らが指摘するような、地表に現れている部分のみをもって断層線と評価することはしておらず、原告らの右主張は、前提において失当である。
（四）　金井式の適用に関する主張について
（１）　原告らは、甲楽城断層（震央距離一一・五キロメートル）から想定される地震に金井式を適用することは無理があると主張し、その根拠として、金井式には適用限界があり、限界距離（マグニチュード七・○の場合に一三・六キロメートル）内では適用し得ないことを指摘する（原告ら準備書面（一二）八ないし九ページ）。
しかしながら、準備書面（六）の一七、一八ページにおいて述べたとおり、右断層に対する金井式の適用に当たっては、一般に承認されている金井式の適用方法に従ったものである。原告らは、右適用方法とは異なる「限界距離」なる概念を用いて金井式の適用を不当であると非難するにすぎず、原告らの主張は理由がない。（２）　原告らは、田中貞二の論文等を挙げて、実際の地震による影響は、金井式によって求められたものを超える場合があることを指摘し、金井式の誤差を考慮しない審査基準は不合理であると主張する。
しかし、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。金井式は、茨城県の日立鉱山地下三〇〇メートルの坑道内で得られた地震観測記録等に基づく実験式を、松代群発地震の際の震源近傍の観測値を用いて近距離まで適用可能なものに改Ｓ１したものである（乙ハ第九号証三四ページ）。このように、金井式は、岩盤における昀も確からしい地震動を評価する経験式であるから、実際の岩盤上の地震の影響をすべて包絡するものではなく、田中貞二が指摘する程度の誤差が生じることもあり得る。しかし、金井式が岩盤における昀も確からしい地震の影響を評価する式として現在でも広く活用されていることに照らせば、原子炉施設の基準地震動の策定に当たり金井式を用いることは、適正かつ合理的である。
なお、原告らの指摘する甲ハ第九号証の図九・二六の説明文中には、「この測定点がどのような場所を選んで設置されているかはっきりしない」との記載があると
ころが
らみて、原告らの指摘する右データは、岩盤上の測定でない可能性がある。そうすると、右書証中の岩盤上の地震の影響を評価する金井式の誤差についての論評は、その基礎となるデータ自体の根拠があいまいであり、信用性、真実性に欠けるといわざるを得ない。
また、基準地震動の策定に当たって金井式を用いることは、基準地震動の策定から個別具体的な耐震設計の全体で保守性を確保する原子炉施設の耐震設計の構造からみても、何ら不合理ではない。すなわち、原子炉施設においては、想定されるいかなる地震力に対しても、これが安全上重要な施設の機能を失わせ、大きな事故の誘因とならないよう耐震設計を講じるものである。具体的には、まず、詳細な各種調査に基づき、過去の地震歴、活断層及び地震地体構造等から想定される影響をすべて包絡するように基準地震動を定める。そして、右基準地震動が自然現象という不確定さを含まざるを得ないものの考察によって策定されるものであることを考慮して、基準地震動に対して工学的に十分な余裕をもつて個別具体的な耐震設計がされるのである。
（五）　「大崎の方法」に関する主張について
原告らは、現行の「大崎の方法」は完全に破綻していると主張し、その根拠として、原子力安全委員会の「平成七年兵庫県南部地震を踏まえた原子力施設耐震安全検討会」が平成七年九月に公表した「平成七年兵庫県南部地震を踏まえた原子力施設耐震安全検討会報告書」の中で、兵庫県南部地震の際に神戸大学のトンネル内で実際に観測された地震動の応答スペクトルが、「耐震設計審査指針」に基づき想定される地震によって同地点の解放基盤表面上にもたらされる地震動の応答スペクトル（大崎スペクトル）を長周期側で上回っていることが示されていることを挙げる（原告ら準備書面（一二）一九ないし二二ページ）。
しかしながら、準備書面（六）の二二、二三ページにおいて述べたとおり、大崎スペクトルは、表層地盤による地震動の増幅による影響が排除されている解放基盤（岩盤表面上）での標準スペクトルであるのに対し、原告らの指摘する地震動は、埋戻土又は表層土の上に設置された地震計によるものである（甲ハ第六〇号証一九ページ）。したがって、このような右地震動による応答スペクトルが、大崎スペクトルを長周期側で上回っていたとしても、右事実は、大崎スペクトルの破綻を示す
ものではなく、原告らの右主張は
理由がない。
なお、前記二１（一）で述べたとおり、原子炉施設の建物及び構築物は原則として剛構造とすることから、これらの固有周期は短周期側に集中している。したがって、万一、実際に観測された地震動の応答スペクトルが、長周期側において、想定される地震によってもたらされる地震動の応答スペクトルを上回ることがあるとしても、そのことによって原子炉施設の耐震安全性が損なわれることはない。
第三　本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性
原子炉施設の事故防止対策に係る審査事項
１　原子炉施設の事故防止対策に係る基本的な考え方


原子炉施設における安全確保の基本は、原子炉施設に内包される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。ところで、右放射性物質としては、①燃料としての核燃料物質、②燃料の核分裂反応によって生じる核分裂生成物（ＦＰ）及び③炉心燃料集合体等の構造材や冷却材に使用するナトリウム等が中性子により放射化されることなどによって生じる放射化生成物がある（Ｐ６調書（一）四丁裏）。
そこで、原子炉施設においては、通常運転時に、右①及び②の放射性物質を燃料被覆管内に、③の放射性物質を一次系内にそれぞれ閉じ込めるとともに、万一、何らかの原因で燃料被覆管から放射性物質が放出されることがあったとしても、これを一次系内の原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリ内に閉じ込めることによって、放射性物質が環境へ異常に放出されることを防止することが必要である。
これを原子炉施設における事故防止対策としてみると、まず、①燃料被覆管や原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの損傷につながるような異常の発生（燃料被覆管や原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの異常な温度上昇等）を未然に防止する対策（異常発生防止対策）を講じることが基本である。そして、②仮に右のような異常が発生した場合においても、それが燃料被覆管や原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの損傷に波及すること、すなわち、右の異常が拡大したり、さらに、放射性物質が環境へ異常に放出するおそれのある事態にまで発展することを未然に確実に防止する対策（異常拡大防止対策）を講じることが必要である。さらに、③仮に異常が拡大した事態を想定した場合においてもなお、放射性物質の環境への異常な放出という結果が防止され安全が確保されるための対策（放射性物質異常放出防止対策）を講じることが必要である。
以上のとおり、原子炉施設は、いわゆる多重防護の考え方に基づいた各種の事故防止対策に係る安全設計が適切に行われていなければならない（Ｐ６調書（一）五丁裏ないし六丁裏）。
２　原子炉施設の事故防止対策の妥当性
そこで、安全審査における事故防止対策に係る安全性の審査に当たっては、「評価の考え方」に基づき、「安全設計審査指針」等を参考として、以下に述べるとおり、申請に係る原子炉施設がその基本設計ないし基本的設計方針において、右に述べた多重防護の考え方に従って、各種の事故防止対策が講じられ、安全が確保されていることを確認しなければならない。
（一）　第一に、申請に係る原子炉施設において所要の異常発生防止対策が講じられているかどうかを確認する。このため、具体的には、①原子炉が安定した運転を維持し得ること、②燃料被覆管の健全性が確保されること、③原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの健全性が確保されることを、次の事項について確認する（Ｐ６調書（一）七丁表）。
（１）　原子炉の運転は安定した状態に維持されること。そのために、①原子炉のすべての運転範囲で固有の負の反応度フィードバック特性を有する設計であること、②燃料被覆管や原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの各々の健全性を確保するために必要な諸変数（炉心の中性子束、一次主冷却系流量、原子炉容器出口のナトリウム温度等）が、適切な範囲に維持され、かつ、監視できる設計であること（Ｐ６調書（一）七丁裏、安全設計審査指針の指針１５ないし１７）。
（２）　燃料被覆管の健全性が確保されること。そのために、①燃料ペレットの過度の膨張、②熱応力や燃料被覆管内に生成する気体状核分裂生成物による圧力上昇、③燃料被覆管を冷却する能力の低下、④一次冷却材中の不純物等に起因する化学的腐食、⑤燃料集合体の変形や損傷に対して、いずれも燃料被覆管が損傷しないように配慮されていること（Ｐ６調書（一）二二丁裏、二三丁表、二五丁表ないし二六丁表、二七丁表、同裏、安全設計審査指針の指針１４）。（３）　原子炉冷却材バウンダリの健全性が確保されること。そのために、①熱的過渡変化等、②中性子の照射（ただし、原子炉容器に限る。）、③一次冷却材中の不純物等に起因する化学的腐食に対して、いずれも原子炉冷却材バウンダリが損傷しないように配慮されていること。
また、原子炉カバーガス等のバウンダリの健全性が確保されること。そのために、④それらが、十分な強度を有するように設計されること、⑤カバーガス中の不純物に起因する化学的腐食に対して損傷しないように配慮されていること（Ｐ６調書（一）二九丁表、三〇丁裏）。
（二）　第二に、申請に係る原子炉施設において所要の異常拡大防止対策が講じられているかどうかを確認する。このため、次の事項について確認する（Ｐ６調書（一）三二丁表）。
（１）　原子炉施設においては、仮に何らかの異常が発生した場合にも、所要の措置が採れるように、その異常の発生を確実に検知し得る設計であること。（２）　何らかの異常が発生した場合に、その異常が拡大したり、さらには、放射性物質が環境へ異常に放出されるおそれのある事態に発展することを未然に防止するために、原子炉を速やかに停止し、原子炉が緊急停止した後も炉心を冷却することができるように、所要の安全保護設備が設置されること。（３）　安全保護設備がその機能を確実に発揮できるように、信頼性が確保され得る設計であること。
（三）　第三に、申請に係る原子炉施設において所要の放射性物質異常放出防止対策が講じられているかどうかを確認する。このため、（一）及び（二）の対策にもかかわらず、仮に放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態に異常が拡大した場合においてもなお、放射性物質の環境への異常な放出という結果を防止することができることを、次の事項について確認する（Ｐ６調書（一）四二丁表）。（１）　原子炉施設の破損、故障等に起因して、原子炉内の燃料の破損等による多量の放射性物質の放散の可能性がある場合に、これらを抑制又は防止するための機能を備えるよう設計された施設、すなわち、工学的安全施設が設置されること。（２）　右の工学的安全施設がその機能を確実に発揮できるように、信頼性が確保され得る設計であること。
二　本件原子炉施設の事故防止対策に係る審査
被告は、本件安全審査において、一に述べた事故防止対策に係る安全設計についての考え方に基づいて審査し、その結果、以下に述べるように、本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全設計は、その基本設計ないし基本的設計方針において妥当
であ
ると判断した（Ｐ６調書（一）四六丁表、同裏）。
１　異常発生防止対策の妥当性


被告は、本件安全審査において、以下に述べるように、本件原子炉施設における異常発生防止対策は適切であると判断した（Ｐ６調書（一）三一丁裏）。（一）　原子炉の安定した運転の維持被告は、本件安全審査において、以下の（１）及び（２）の事項を確認し、その結果、本件原子炉の運転を安定した状態に維持するための適切な対策が本件原子炉施設において講じられると判断した（乙第九号証八一、八三、八四ページ）。
（１）　本件原子炉では、ドップラ係数、冷却材温度係数等を総合した出力係数がすべての運転範囲で常に負に保たれ、したがって、すべての運転範囲において、核分裂反応が増加して燃料の温度が上がればそれに伴って核分裂反応が抑制されるという性質、すなわち、核分裂反応に対して原子炉固有の負の反応度フィードバック特性を有する設計とされている（乙第九号証八一ページ、乙第一四号証の三の一〇ページ、乙第一六号証八―一―四三、四四、八１三―二六、五〇ページ、Ｐ６調書（一）一九丁表）。
また、本件原子炉の通常運転時に原子炉出力を変更する場合や、運転状態を乱すような何らかの外乱が入った場合、原子炉出力等を安定に制御し、併せて、炉心の中性子束、一次主冷却系の流量、原子炉容器出口のナトリウム温度等の重要な諸変数を適切な範囲に維持するために、原子炉制御設備が設置される（乙第一六号証八―一―四五、八―九―一七ないし二二ページ）。
そして、右の重要な諸変数が適切な範囲に維持されていることを確認するために、中央制御室において右の重要な諸変数を集中的に監視できるような対策が講じられる（乙第一六号証八―一―四九、八―九―一ページ、Ｐ６調書（一）一九丁裏、二〇丁表）。
（２）　右の原子炉制御設備の制御能力について、申請者がした解析評価の結果によれば、原子炉出力を変更する場合や運転状態を乱すような何らかの外乱が入った場合に、これらの影響として、原子炉容器、一次主冷却系、二次主冷却系等の各設備に過渡的変化（主に温度変化）が生じるものの、これは、本件原子炉の固有の負の反応度フィードバック特性とあいまって、右原子炉制御設備の制御によって小さくなるように抑制され、本件原子炉は自動的に安定した運転状態に落ち着く。したがって、右原子炉制御設備は適切な制御能力を有している（乙第九号証八三、八四ページ、乙第一四号証の三の一一ページ、乙第一六号証八―三―三六ないし四〇、八―九ｉ二二ページ）。
（二）　燃料被覆管の健全性の確保
被告は、本件安全審査において、以下の（１）ないし（５）の事項を確認し、その結果、本件原子炉施設において使用する燃料被覆管の健全性は確保されると判断した（乙第九号証八五ページ）。
（１）　燃料ペレットの過度の膨張に関しては、通常運転時の燃料ペレットの昀高温度は燃料ペレットの融点よりも十分低いから、燃料ペレットが溶融して燃料被覆管を内側から押し広げて損傷させることはない（燃料ペレット等を第四図に示す。乙第九号証八二、八三ページ、乙第一四号証の三の一一ページ、乙第一六号証八―一―四一、八―三―七、八、三三ないし三五、四三ページ）。（２）　熱応力や燃料被覆管内に生成する気体状核分裂生成物（ＦＰガス）による圧力上昇に関しては、燃料ペレットの熱膨張やスエリングによって、燃料被覆管が過大な力を受けないように、燃料ペレットと燃料被覆管との間には適切な間隙が設けられる（乙第一六号証八―三―四ページ、Ｐ６調書（一）二六丁表）。また、燃料の核分裂反応が進み、燃料ペレットが膨らんで燃料被覆管との間隙がなくなった時点では、燃料被覆管自体がスェリング及びクリープによってその内径が増加するため、燃料被覆管が燃料。ヘレットから過大な力を受けることはない（乙第九号証八四、八五ページ、乙第一四号証の三の一一ページ、乙第一六号証八―三―八、九ページ）。なお、右燃料被覆管のスエリングは、直接右燃料被覆管の健全性を損なうものではないことが照射実績により示されている（乙第一六号証八―三―八ページ）。さらに燃料被覆管内の圧力が過度に上昇しないように、燃料被覆管の内部にガスプレナムと呼ばれる空間が設けられる（乙第一六号証八―三―八ページ）。また、燃料被覆管にかかる応力としては、熱応力、湾曲拘束による応力等があるが、これらの応力にも燃料被覆管は十分な強度を有する（乙第一六号証八―三―九ページ）。そして、右の応力や圧力、さらに通常運転時及び異常な過渡変化時における温度変化に十分耐え得る強度を有するステンレス鋼製の燃料被覆管が使用される（乙第一六号証八―三―七、二八、二九ページ）。
（３）　燃料被覆管を冷却する能力の低下に関しては、そもそも冷却材であるナト
リウムの冷却能力が優れ
ている上、各燃料集合体の発熱量に見合うように、燃料集合体ごとに冷却材の流量が適切に配分される（乙第一六号証八―三―二八ページ）。また、燃料集合体内への冷却材の流入孔のすべてが同時に閉塞しないように、右流入孔が多数設けられる。そして、燃料被覆管を冷却する冷却材の流路が確保されるように、各燃料被覆管にはそれぞれワイヤスペーサが巻かれ（乙第一六号証八―三―五ページ）、右ワイヤスペーサの存在により、たとえ燃料被覆管が湾曲しても、燃料集合体のラッパ管に接触したり、冷却材の流路が閉塞することはない（乙第一六号証八―三―一〇ページ）。
（４）　一次冷却材中の不純物等に起因する化学的腐食に関しては、燃料被覆管の材料として、耐食性（腐食しにくい性質）に優れたステンレス鋼が使用される上、腐食の原因となる冷却材中の不純物を除去できるように、コールドトラップが設置される（乙第一六号証八―一―二五、八―三―七、八―八―三ページ、Ｐ６調書（一）二七丁表）。
（５）　燃料集合体の変形や損傷に関しては、燃料集合体のラッパ管の材料として、スエリングの小さいステンレス鋼が使用される上、燃料集合体の変形が過大にならないように、炉心を外側から拘束する炉心槽が設置されるなどの対策が講じられる（乙第一六号証八―一―一〇九、八―三―五、一一、一二ページ、Ｐ６調書（一）二八丁表）。
（三）　原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの健全性の
確保


被告は、本件安全審査において、以下の（１）ないし（５）の事項を確認し、その結果、原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリ（第八図参照）の健全性は確保されると判断した（乙第九号証一〇〇ページ）。（１）　熱的過渡変化等に関しては、原子炉冷却材バウンダリに及ぶ熱的過渡変化が抑制されるように、本件原子炉の通常運転時には、冷却材の温度をほぼ一定に維持できるように原子炉制御設備が設置されるとともに、本件原子炉の起動時又は停止時には、冷却材であるナトリウムの昇温速度又は降温速度を制限する対策が講じられる。また、原子炉冷却材バウンダリを構成する機器及び配管の材料としては、高温での強度に優れたステンレス鋼が使用される（乙第一六号証八―一―六七、八―四―三、四ページ）。
（２）　原子炉容器に対する中性子照射の影響に関しては、原子炉容器の材料とし
て、延性の高いステンレス
鋼が使用される上、中性子照射に対して原子炉容器の健全性が損なわれないように、原子炉容器に対する中性子の過度の照射を防止する対策（中性子しゃへい）が講じられる。また、原子炉容器内に原子炉容器と同じ材料の試験片を挿入しておき、この試験片を適宜取り出して、その材質変化を監視することができるように考慮されている（乙第一六号証八―一―七〇、八―四―二ページ）。（３）　一次冷却材中の不純物等に起因する化学的腐食に関しては、原子炉冷却材バウンダリを構成する機器及び配管の材料として、耐食性に優れたステンレス鋼が使用される上、腐食の原因となる冷却材中の不純物を除去できるように、コールドトラップが設置される（乙第一六号証八―一―二五、八―三―七、八―八―三ページ）。
（４）　原子炉カバーガス等のバウンダリについては、原子炉容器等のカバーガスの圧力がほぼ一定（約一・五気圧）に保たれる上、右の圧力よりも十分高い圧力に耐え得る強度を持つように設計される。また、カバーガスとして使用するアルゴンガスは、化学的に不活性で腐食のおそれがなく、かつ、高い純度のものが用いられる。さらに、原子炉カバーガス等のバウンダリについては、適切な材料が使用される（乙第一六号証八―四―四、八―八―七、八、三八ページ、Ｐ６調書（一）三〇丁裏、三一丁表）。
（５）　万一、蒸気発生器内の伝熱管から水・蒸気が漏えいした場合でも、その影響（右のナトリウム側へ漏えいした水・蒸気とナトリウムとのナトリウム・水反応によってもたらされるナトリウム側の圧力の上昇等）を限定し、原子炉冷却材バウンダリにまで波及することを防止できるように、中間冷却系として二次主冷却系が設置される（第二図参照。乙第一六号証八―一―七四ページ、Ｐ６調書（一）三八丁表）。二次主冷却系には、ナトリウム・水反応生成物収納設備が設置されており、二次主冷却系の圧力が顕著に上昇するような大規模な漏えいが発生した場合には、蒸発器及び過熱器に設置されている圧力開放板が開放されて、二次主冷却系内圧力の過度な上昇を防止するとともに、右圧力をナトリウム・水反応生成物収納設備側へ逃がすことができる（乙第一六号証八―一―七五、八―五―六ページ）。その際、右圧力開放板の開放を検出した信号によって、自動的に、蒸気発生器への給水停止、蒸気発生器内の伝熱管内に残留する水・蒸気の急速ブロー、二次主冷却系循環ポンプの停止等の一連のプラント停止操作が行われる（乙第一六号証八―五―三ページ）。その結果、ナトリウム水反応は終止し、また、二次主冷却系流量の減少が二次主冷却系循環ポンプの回転数によって検知され自動的に安全保護系から「二次主冷却系循環ポンプ回転数低」信号が原子炉トリップ（自動停止）信号として発せられて、本件原子炉は自動停止し、補助冷却設備が作動して炉心は冷却される（乙第一六号証八―九―二三、二四、二七、二八ページ、Ｐ６調書（一）三八丁裏ないし四〇丁裏）。
２　異常拡大防止対策の妥当性
被告は、本件安全審査において、以下に述べるとおり、本件原子炉施設における異常拡大防止対策は適切であると判断した。
（一）　異常の検知
被告は、本件安全審査において、以下の（１）ないし（３）の事項を確認し、その結果、本件原子炉施設には、異常の検知に係る適切な対策が講じられるものと判断した（Ｐ６調書（一）三二丁裏）。
（１）　本件原子炉の運転に当たっては、炉心及び原子炉冷却材バウンダリ等の健全性を確保するために、原子炉出力に比例した炉心の中性子束、一次主冷却系の流量、原子炉容器出口のナトリウム温度等の重要な諸変数を中央制御室において集中的に監視できるような対策が講じられる（乙第一六号証八―一―四五、四九、八―九―一ページ）。
（２）　また、万一、①燃料被覆管が破損した場合に備えて、これを検知できるように破損燃料検出装置が設置され（乙第一六号証八―九―二ページ）、②原子炉冷却材バウンダリから一次冷却材であるナトリウムが漏えいした場合に備えて、これを検知できるようにナトリウム漏えい検出器が設置され（乙第一六号証八―一―六九、八―四―三ページ）、さらに、③蒸気発生器内の伝熱管から水・蒸気が漏えいした場合に備えて、これを検知できるように水漏えい検出設備が設置される（乙第一六号証八―一―七四、八―九―一五ページ）など、異常を検知するための対策が講じられる。
（３）　そして、このような一連の対策によって異常を検知した場合には、本件原子炉を停止するなどの所要の措置が採り得るように、直ちに警報を発するなどの対策が講じられる（乙第一六号証八―九―三七ページ）。
（二）　安全保護設備の設置
被告は、本件安全審査において、以下の（１）ないし（３）の事項を確認し、その結果、本件原子炉施設には適切な安全保護設備（第五図参照）が設置されると判断した（Ｐ６調書（一）三二丁裏ないし三三丁裏、三四丁裏）。


（１）　本件原子炉施設において設置される安全保護設備には、①本件原子炉の緊急停止を行う安全保護系（乙第一六号証八―一―五八、六〇、八―九―一二ページ）と原子炉停止系（乙第一六号証八―一―五二ないし五六、八―九―二三ページ）及び②停止後の炉心を冷却する補助冷却設備（乙第一六号証八―一―七六、七七、八―六―一ページ）がある（Ｐ６調書（一）三四丁裏）。（２）　（一）（１）で述べたとおり、本件原子炉の運転に当たっては、炉心の中性子束等の重要な諸変数は中央制御室において集中的に監視され、仮に、通常の運転状態から外れた場合には、警報を発するなどの対策が講じられる。しかし、さらに、通常の運転状態から大きく外れたような場合や異常が発生した場合に、その異常が拡大したり、さらには、放射性物質が環境へ異常に放出するおそれのある事態に発展することを未然に防止できるように、右の重要な諸変数の値が一定の値に達した時点で、直ちに本件原子炉を自動的に停止させる信号（この信号を原子炉トリップ信号と呼ぶ。）を発する安全保護系が設置される。そして、安全保護系から発せられた原子炉トリップ信号によって、制御棒を自動的に、かつ、速やかに炉心に挿入して、本件原子炉を自動的に緊急停止できるように、原子炉停止系が設置される（乙第一六号証八―一―六〇、八―九―三、六、八、一二、二三ないし二九ページ、Ｐ６調書（一）三二丁裏）。
（３）　また、本件原子炉が緊急停止した後も炉心を冷却することができるように、補助冷却設備が三系統設置される。なお、原子炉トリップ信号が発せられた場合には、補助冷却設備は三系統とも起動するが、このうち一系統だけによっても、原子炉停止時の炉心を冷却するために必要な除熱量は確保できる（乙第一六号証八―六―一、二、五、八―七―一二、一三ページ）。
本件原子炉が緊急停止し、右補助冷却設備によって炉心を冷却する際には、一次主冷却系循環ポンプ及び二次主冷却系循環ポンプは、いずれも、主モータによって駆動される状態からポニーモータ（小型のモータ）によって駆動される状態へ切り換わって、低速運転に移行する。ただし、右切換時に炉心の流量が急激に減少しないように、右の一次主冷却系循環ポンプ等には適切な回転慣性を持たせることとし
ている（乙第１一六号
証八―一―六七、七四、八―七―一二、一三ページ）。（三）　安全保護設備の信頼性の確保
被告は、本件安全審査において、以下の（１）ないし（５）の事項を確認し、その結果、本件原子炉施設における安全保護設備は信頼性が確保され得ると判断した（Ｐ６調書（一）三五丁表）。
（１）　安全保護設備は、各々の設備の使用条件に応じて十分な強度を有するように設計される。そして、安全保護系については、それを構成する回路等に、同じ機能を有するものを二つ以上設け（多重性）、かつ、右の回路等が同時に故障することがないように独立性が確保されるように考慮した対策が講じられる。したがって、安全保護系を構成する右の回路等の一つが故障した場合にも、その安全機能は確実に維持され、原子炉停止系に原子炉トリップ信号を発することができる（乙第一六号証八―一―六一、六二、八―九―二三、三〇、三一ページ、Ｐ６調書（一）三四丁裏、三五丁表）。
（２）　また、原子炉停止系は、互いに独立した主炉停止系と後備炉停止系とから構成されており、いずれも本件原子炉の緊急停止時に作動して炉心へ制御棒が挿入されるが、このうちいずれか一方の原子炉停止系が作動しさえずれば本件原子炉を確実に停止することができる（乙第一六号証八―一―五三、八―三―一五、一八ページ、Ｐ６調書（一）三五丁裏ないし三七丁表）。
さらに、右の主炉停止系については、本件原子炉の緊急停止時に、全制御棒のうち昀大反応度価値を有する制御棒が完全に引き抜かれ、しかも炉心へ挿入することができない状態であっても、その他の制御棒が挿入されるだけで本件原子炉を停止できる能力を有する（乙第一六号証八―一―五五、八―三―二四ページ、Ｐ６調書（一）三七丁表、同裏）。
（３）　そして、安全保護系及び原子炉停止系は、いずれも外部電源が喪失した場合にも制御棒を自動的に炉心へ挿入して原子炉を停止できるように、いわゆるフェイルセーフ機能を持たせる（乙第九号証九六ページ、乙第一六号証八―一―六三、八―三―一五ページ）。
（４）　補助冷却設備については、相互に独立した三系統で構成され、このうち一系統のみが作動しただけで、原子炉停止時の炉心を冷却するために必要な除熱量が確保される（乙第一六号証八―一―七六、八―七―一三ページ、乙第一四号証の三の一三ページ）。
また、補助冷却設備の動的機器及び一次主冷却系、二次主冷却系の各循環ポンプのポニーモータについては、外部電源が喪失した場合にも、その安全機能が確保されるように、系統ごとに独立した非常用電源設備に接続する（乙第一六号証八―一―七六、八―七―一三ページ、乙第九号証一〇三ページ）。（５）　右に述べた安全保護系及び補助冷却設備については、その機能を適宜試験できる構造にする（乙第一六号証八―一―三六、八―六―七、八―九―二三、三一ページ）。
３　放射性物質異常放出防止対策の妥当性
被告は、本件安全審査において、以下に述べるとおり、本件原子炉施設における放射性物質異常放出防止対策は適切であると判断した（Ｐ６調書（一）四六丁表）。
（一）　工学的安全施設の設置
本件安全審査において、被告は、以下の（１）ないし（６）の事項を確認し、その結果、本件原子炉施設には、適切な工学的安全施設（第五図参照）が設置されると判断した（Ｐ６調書（一）四二丁表、同裏、四六丁表）。（１）　２（二）のとおり、原子炉が緊急停止した後も炉心が冷却されるように、補助冷却設備が設置される。
（２）　万一、原子炉冷却材バウンダリから一次冷却材であるナトリウムが漏えいした場合にも、原子炉容器内のナトリウム液位が余裕をもって確保され、炉心が冷却されるように、本件原子炉施設においては次のような一連の対策が講じられる（乙第一六号証八―一―七一、八―七―一〇ページ、Ｐ６調書（一）四四丁表ないし四五丁表）。


ア　原子炉容器出口ノズルの上端より上方に適切な余裕をもって昀低限保持されなければならない液位（エマージェンシ・レベル）を定め、一次主冷却系の機器及び配管は、原則として、右エマージェンシ・レベルより上方に定めた基準高さ（これをシステム・レベルと呼ぶ。）以上に配置する。
イ　システム・レベル以下に配置する機器又は配管については、ガードベッセルの中に配置される。また、ガードベッセルの上端の縁の高さはシステム・レベル以上になるようにし、かつ、原子炉容器内ナトリウム液位をエマージェンシ・レベル以上に保持できるようにガードベッセルの空間容積を定める。（３）　また、万一、原子炉冷却材バウンダリから一次冷却材であるナトリウムが漏えいした場合に、右漏えいナトリウムの燃焼が抑制されるように、通常運転時には、原子炉格納容器の運転床（第三図参照）の下に配置される一次冷却材を内包す
る機器及び配管が置かれる各部屋は窒
素雰囲気に維持される（乙第一六号証八―一―二八、八―七―二ページ、Ｐ６調書（一）四三丁裏）。
そして、右の各部屋には漏えいナトリウムを保持するために鋼製のライナと呼ぶ内張を設置する。また、原子炉容器が置かれる部屋には、ガードベッセルからナトリウムが溢流した場合にも、その溢流分の漏えいナトリウムを収納することができるように、貯留槽が設置される（乙第一六号証八―一―二七、八―七―二、六ページ、Ｐ６調書（一）四三丁裏、四四丁表）。
（４）　万一、本件原子炉から放射性物質が漏えいした場合にも、放射性物質が環境へ異常に放出されることを防止するため、原子炉格納容器等から構成される原子炉格納施設が設置される（乙第一六号証八―一―七九、八〇、八―七―二ページ、Ｐ６調書（一）四三丁表）。
なお、右原子炉格納容器等から構成され、放射性物質の異常な放出に対する障壁となる範囲を格納容器バウンダリと呼ぶ（乙第一六号証八―一―一二、八―七―三、二〇ページ）。
（５）　さらに、放射性物質が原子炉格納容器から漏えいすることまでをも考えた場合にもその放射性物質が直接外気へ放出されないように、原子炉格納容器の外側にアニュラス部が形成され、これを負圧に保つ。そのために、アニュラス循環排気装置が設置される（乙第一六号証八―一―八〇、八―七―二、四、八ページ）。そして、原子炉格納容器内から漏えいした気体中に含まれる放射性よう素を除去して、環境へ放出される放射性物質の濃度を減少させることができるように、原子炉格納容器から漏えいした放射性物質を負圧に保たれるアニュラス部に集め、アニュラス循環排気装置を構成する微粒子フィルタ及びよう素除去フィルタを通して、排気筒へ導くこととしている（乙第一六号証八―一―八〇、八―七―八、九ページ、Ｐ６調書（一）四三丁表、同裏）。
（６）　また、一次アルゴンガス系設備の常温活性炭吸着塔から、万一、放射性物質が漏えいした場合、環境へ異常に放出されることを防止するために、右の常温活性炭吸着塔を収納する常温活性炭吸着塔収納設備と隔離弁から構成される一次アルゴンガス系収納施設が設置される（乙第一六号証八―七―一五ページ、Ｐ６調書（一）四五丁表ないし四六丁表）。
（二）　工学的安全施設の信頼性の確保
被告は、本件安全審査において、以下の事項を確認し、その結果、本件原子炉施
設には、工学的安全施設の信
頼性が確保されるよう適切な対策が講じられると判断した（乙第九号証一〇七ないし一一一ページ、Ｐ６調書（一）四六丁表）。
工学的安全施設は、各々の設備の使用条件に応じて十分な強度を有するように設計される。そして、工学的安全施設のうち動的機器については、多重性を持たせるとともに、運転員の操作を待たずに自動的に作動するように設計され、かつ、外部電源が喪失した場合にも、その安全機能が確保されるように、非常用電源設備に接続される。さらに、工学的安全施設のうち重要な部分については、その信頼性を常に保持していることを確認できるように、その機能を適宜試験できる構造にする（乙第一六号証八―一―七九、八〇、八二、八三、八―七―一ページ）。
三　原告らの主張に対する反論
１　異常発生防止対策に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の異常発生防止対策に係る審査には種々の重大かつ明白な瑕疵があると主張する。
しかしながら、本件安全審査においては、本件原子炉施設には、燃料被覆管や原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの損傷につながるような異常の発生を未然に防止するために、所要の異常発生防止対策が講じられることを確認しており、原告らの右主張はいずれも失当である。以下、念のため、原告らの右主張に理由のないことを個別に述べる。（一）　原子炉の安定した運転の維持に関する主張について（１）　原告らは、ボイド係数が正のチェルノブイル原子力発電所において反応度事故が発生したことを指摘して、ボイド反応度が正となる本件原子炉施設を適切に制御することは不可能であると主張する（訴状五三、二八三ないし二八五ページ、原告ら準備書面（三）一三、四一ないし五五ページ）。しかしながら、チェルノブイル事故の原因は、①チェルノブイル四号炉が低出力運転状態では出力係数が正の値となり、何らかの原因で出力が上昇すると、更に出力が上昇するという設計であったこと、②このような炉特性に対応した原子炉を緊急停止するための制御棒の設計が不十分であったこと、③運転員が設計者の予想しなかったような危険な状態に原子炉を導いたことにある（乙イ第二四号証）。これに対し、本件原子炉は、準備書面（四）の一九ないし二四ページで述べたとおり、チェルノブイル原子炉とは全く異なり、すべての運転範囲で出力係数は常に負であ
って、反応度事故は生じ得な
い。
したがって、チェルノブイル事故の原因は、いずれも、本件原子炉施設に直接関わりがなく、右事故の発生は、原告らの右主張の根拠とはなり得ない。（２）　原告らは、本件原子炉に異常な反応度が投入された場合には容易に即発臨界に至り、炉心溶融事故が発生すると主張し、その根拠として、軽水炉と比べると、本件原子炉では即発中性子の寿命が短く、かつ、遅発中性子の割合が少ないことを指摘する（訴状五一ないし五四、二八六、二八七ページ、原告ら準備書面（三）三七ないし四一、七二ないし七六ページ）。


しかしながら、以下に述べるとおり、原告らの右主張は理由がない。ア　原子炉において核分裂反応に伴って発生する中性子には、核分裂反応に際し即時に発生する即発中性子と、ある程度遅れて発生する遅発中性子とがある。本件原子炉の制御は、遅発中性子を利用して行っており、即発中性子は利用していない。したがって、即発中性子の寿命が短いこと自体は、本件原子炉の制御上は考慮する必要がない（Ｐ６調書（一）二〇丁裏）。そして、本件原子炉における遅発中性子の放出遅れ時間は、軽水炉におけるそれと同じく一〇秒程度であるから、軽水炉と同様に時間的に余裕をもった制御を行うことができる。イ　ところで、軽水炉、本件原子炉とも、炉心に投入される反応度がすべての中性子に占める遅発中性子の割合と同じか又はこれを超える値になった場合には、即発臨界という状態になって、遅発中性子を利用した通常の制御が不可能になること（Ｐ６調書（一）二〇丁裏、二一丁表）、また、本件原子炉のすべての中性子に占める遅発中性子の割合は、軽水炉のそれの半分程度であることは、原告らの指摘するとおりである。
しかし、本件原子炉において制御棒操作により一秒当たりに炉心に投入される反応度は、昀大でも、すべての中性子に占める遅発中性子の割合の値に比べて約一〇〇分の二以下と十分に小さくなっている。したがって、本件原子炉は、制御棒の操作により十分な時間的余裕をもって反応度を制御できる基本設計となっている（Ｐ６調書（一）二一丁裏、二二丁表）。
ウ　さらに、本件原子炉に何らかの原因により通常運転を逸脱するような異常な正の反応度が投入された場合でも、原子炉の出力の上昇は、原子炉固有の負の反応度フィードバック効果によって抑制される上、右反応度によって異常に上昇した中性
子束を中性子束検出器が検出し
、原子炉が自動停止して、補助冷却設備によって炉心が冷却される。エ　したがって、本件安全審査において確認したとおり、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、即発臨界に至ることは考えられない。なお、詳細は準備書面（四）の一五ないし一八ページで述べたとおりである。（３）　原告らは、本件原子炉がすべての運転範囲で原子炉固有の負のフィードバック効果を有するとはいえないと主張し、その根拠として出力係数が計算値にすぎないことを指摘する（原告ら準備書面（三）四七ページ）。しかしながら、準備書面（四）の一八ページにおいて述べたとおり、本件安全審査においては、本件原子炉の出力係数に係る核設計の手法が、実験結果と照合された十分信頼できるものであることを確認している（乙第九号証八〇ページ、乙第一六号証八―三―二二、二三ページ）。したがって、この点に関する原告らの主張も理由がない。
（二）　燃料被覆管の健全性に関する主張について
（１）　原告らは、本件原子炉施設の燃料被覆管の健全性は維持し得ないと主張し、その根拠として、①燃料ペレットのスエリングに伴う燃料被覆管の膨張、②燃料被覆管のスエリング、③核分裂生成物（ＦＰ）ガスによる燃料被覆管内の圧力の上昇、④燃料被覆管の温度変化による熱応力、⑤燃料集合体内部の温度差や冷却材の流動圧による炉心燃料要素の湾曲、⑥右湾曲によるラッパ管への接触によって発生する燃料被覆管の損傷、⑦右湾曲によって発生する冷却材の流路の閉塞に伴う温度上昇、⑧燃料の融点の低下、焼きしまり及びクラックによる溶融等を指摘する（訴状五一、二六二ないし二六五ページ、原告ら準備書面（三）五七ないし六二ページ）。
しかしながら、原告らの指摘する①ないし⑦の事項については、前記二１（二）において述べたとおり（①ないし④については二１（二）、⑤については同（３）及び（５）、⑥⑦については同（３））、本件安全審査において検討を行った上、本件原子炉施設の燃料被覆管の健全性が確保され得ることを確認している。また、⑧の事項については、準備書面（四）の二五ないし二九ページにおいて述べたとおり、そもそも燃料の溶融自体が起こり得ないことを本件安全審査において確認している（乙第九号証八二ページ、乙第一四号証の三の一一ページ、乙第一六号証八―三―二、七、八ページ）。したがって、原告らの右主張は理由がない。
（２）　原告らは、本件原子炉において、何らかの原因で一次冷却材の流量が減少した場合、燃料が溶融して再臨界を起こす危険性があると主張し、その根拠として、本件原子炉施設の燃料の昀高温度が燃料の融点に近い上、燃焼開始後に右融点が低下することを指摘する（訴状二六三、二八六、二八七ページ）。しかしながら、原告らの右主張は理由がない。
すなわち、本件安全審査においては、準備書面（四）の二五ないし二七ページにおいて述べたとおり、本件原子炉ではすべての運転範囲において燃料ペレットの溶融を防ぐことができることを確認している（乙第九号証八二ページ、乙第一六号証八―三―三五ページ）。
そして、本件安全審査において妥当性を確認した事故防止対策に係る安全評価の結果によると、「運転時の異常な過渡変化」として、一次主冷却系循環ポンプの電源喪失等により一次冷却材流量が減少する事象を想定した場合には、燃料温度は初期温度よりわずかに上昇するだけであり、融点を十分下回る（乙第九号証一三八ページ、乙第一六号証一〇―二―一二ないし一四ページ）。また、「事故」として、一次主冷却系循環ポンプの回転軸が軸固着し一次冷却材流量が急減するという事象を想定した場合にも、燃料温度は初期温度よりわずかに上昇するが、融点を十分下回る（乙第九号証一六一、一六二ページ、乙第一六号証一〇―三―一五ないし一七ページ）。
したがって、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、一次冷却材の流量減少によって燃料が溶融することは考えられない。（三）　原子炉冷却材バウンダリの健全性に関する主張について（１）　原告らは、本件原子炉施設の原子炉冷却材バウンダリを構成する配管の健全性は確保されておらず、瞬時両端完全破断の可能性があると主張し、その根拠として、①配管が繰り返し受ける熱応力、②ナトリウム中の不純物による腐食や浸炭、脱炭等を指摘する（原告ら準備書面（三）一六七ないし一七六ページ）。しかしながら、以下に述べるとおり、原告らの右主張は理由がない。ア　本件安全審査においては、前記二１（三）及び準備書面（四）の二九ないし三四ページにおいて詳述したとおり、構造材の材料特性を踏まえて検討した上、原告らの指摘する事項についても本件原子炉施設の原子炉冷却材バウンダリを構成する


配管の健全性が確保され得るものであることを確認
している（乙第九号証六七ないし七〇ページ、乙第一六号証八―一―二五、六六、六七、七〇、八―四一二ないし四、八―五―二ページ）。したがって、本件原子炉施設においては、その基本設計ないし基本的設計方針において、右配管が破損することは考えられない。
イ　万一、設計条件を超える熱応力の繰返しなどによって配管の肉厚を貫通するような破損が起こったことを仮定しても、配管内の圧力が低いことから、その亀裂が急速に進展して大きな破損をもたらすということは考えにくい（乙第一六号証八―四―一八、八―五―一三ページ）。また、漏えいしたナトリウムは、早期にナトリウム漏えい検出器によって検出して、原子炉及び循環ポンプの停止等必要な措置を講じることができるから、大きな配管の破断に至ることは考えられない（Ｐ８調書（一）四一丁裏、乙第一六号証八―一―六九、七〇、一〇―三―二五、三四、一〇―四―一〇ページ）。
ウ　なお、原告らは、①本件原子炉施設においても原子炉冷却材バウンダリを構成する配管で大口径破断が起こると主張し、その根拠として、一九八六年一二月にアメリカのサリー原子力発電所二号炉（加圧水型原子炉）で発生した二次系給水ポンプ入口配管の大口径破断事故を挙げ（原告ら準備書面（三）一八七ページ）、また、②本件原子炉施設の二次主冷却系設備の配管において瞬時両端完全破断が起こるとも主張して、その根拠として、一九九一年六月に本件原子炉施設の二次主冷却系配管が設計とは逆方向に変位したトラブルや、一九九〇年四月にスーパーフェニックスで発生した二次系ナトリウム漏えい事故等海外の高速増殖炉において発生した事故例を挙げる（原告ら準備書面（三）一九四ないし一九九ページ）。しかしながら、これらの事故は原告らの主張の根拠とはなり得ず、本件安全審査と直接関係するものでないことは、準備書面（四）の三六ないし三九ページにおいて述べたとおりである。したがって、原告らの右主張は失当である（乙イ第七七号証、乙イ第四七号証三・四・四―四ページ、乙第一六号証八―一―七〇、八―四―三ページ）。
（２）　原告らは、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管が、応力腐食割れ、腐食、脱炭、浸炭などにより損傷した場合には、ナトリウム・水反応により原子炉冷却材バウンダリの健全性に影響が及ぶと主張する（原告ら準備書面（三）一四九ないし一五一、一五三、一五四ページ）。
しかしながら、準備書面（四）の四五ないし四八ページにおいて述べたとおり、本件安全審査においては、腐食の原因となるナトリウム中の不純物を取り除くコールドトラップや水中の不純物を取り除く復水脱塩装置など、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管の損傷を防止し得る適切な対策が講じられること（乙第一六号証八―一―二五、八―五―二、八―八―六、八―一一―八、九ページ）を確認している。また、前記二１（三）（５）及び準備書面（四）の五一ページにおいて述べたとおり、本件原子炉施設には、その基本設計ないし基本的設計方針において、万一、蒸気発生器内の伝熱管から水・蒸気が漏えいした場合でも、その影響を限定し、原子炉冷却材バウンダリまで波及することを防止する対策が講じられていることを確認しており（乙第九号証一〇二ページ）、蒸気発生器の伝熱管の破損によるナトリウム・水反応により原子炉冷却材バウンダリの健全性に影響が及ぶとは考えられない（乙第一六号証八―一―七四、八―五―三ページ）。したがって、原告らの右主張は理由がない。
また、原告らは、本件原子炉施設における蒸気発生器は、その使用条件が軽水炉と比べて過酷であり、構造的にも脆弱であるにもかかわらず、安全確保対策が不十分であるから、伝熱管が破損した場合には、ナトリウム水反応によって二次主冷却系設備や中間熱交換器が損傷するおそれがあり、中間熱交換器が損傷した場合には、ナトリウム・水反応により生成した水素が炉心内に入り気泡通過事故（炉心暴走事故）に至るおそれがあるとも主張する。
しかしながら、前述したとおり、本件安全審査では、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管の損傷を防止し得る適切な対策が講じられることを確認し、また、万一、伝熱管が破損して水・蒸気が漏えいした場合でも、その影響を限定し、原子炉冷却材バウンダリまで波及することを防止する対策が講じられていることを確認している。したがって、蒸気発生器伝熱管破損事故によって二次主冷却設備や中間熱交換器が損傷するおそれはない。原告らの右主張は、失当である。（３）　なお、原告らは、本件原子炉施設の蒸気発生器伝熱管からの水・蒸気漏えいを検出する「ナトリウム中水素計」は、その検出特性上、漏えい率が毎秒〇・一グラムから毎秒一キログラムまでの範囲は、漏えいを検出するまでに数十秒を要す
ることを指摘して、蒸気発生器の緊急停止
が遅れることになると主張する。
しかしながら、原告らの右主張も、以下に述べるとおり理由がない。すなわち、前記二１（三）（５）で述べたとおり、本件安全審査において、万一、蒸気発生器の伝熱管から水・蒸気が漏えいした場合でも、①その影響を限定し、原子炉冷却材バウンダリにまで波及することが防止できるように、中間冷却系として二次主冷却系が設置される、②蒸気発生器伝熱管から、二次主冷却系の圧力が顕著に上昇するような大規模な水・蒸気の漏えいが発生した場合には、右圧力の過度な上昇を防止するとともに、原子炉を自動停止し、炉心が安全に冷却されるよう適切な対策が講じられていることを確認している。したがって、仮に、原告らの指摘するような水素計による漏えい検出が遅れたとしても、それによって本件原子炉施設の緊急停止が遅れる事態が発生することはない。また、被告が安全審査において確認した右対策には、原告らの指摘する水素計からの信号は一切考慮していない（水素計の存在を無視している。）。そもそも、水素計の検出特性自体は、詳細設計にかかわる事項であり、安全審査の対象とならない。
２　異常拡大防止対策に関する主張について
原告らは、本件原子炉の異常拡大防止対策に係る審査には種々の重大かつ明白な瑕疵があると主張する。
しかしながら、本件安全審査においては、本件原子炉施設には所要の異常拡大防止対策が講じられ、これにより、万一燃料被覆管や原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの損傷につながるような異常が発生した場合にも、右異常が拡大したり、放射性物質が環境へ異常に放出されるおそれのある事態にまで発展することが未然に防止され得ることを確認しており、原告らの右主張はいずれも失当である。
以下、念のため、原告らの右主張に理由のないことを個別に述べる。
（一）　安全保護設備の設置に関する主張について