以上述べた事実は、高速増殖炉関係者が、閉鎖的で独善的で、必要な情報を開示せず、又必要な情報を集めず、情報に接しても問題意識を持たなかったために重要なポイントを見落としてきたことを示している。「問題意識がなかった」ということは、もんじゅの床ライナの健全性を判断するにあたって、床ライナに漏洩落下するナトリウムの量の多寡にだけ心を奪われ、一五〇立方メトトルものナトリウムが漏洩しても、そのほとんどは燃焼することもなく、床ライナ上を速やかな流れ去ることで安全に事故は終息する、との思い込みに、被告動燃はもちろん、原子力安全
委員会も取り
付かれていたことを意味する。
したがって、「問題意識がなかったから知れなかった知見」が腐食だけに限られる保証は全く存在しない。あそこにもここにもどこにも、もんじゅには様々に危険が潜んでいることを「高温腐食」は教えてくれたのである。七　「基本設計」は破綻した・・・・・ナトリウム・コンクリート反応が現実に起
った
１　ナトリウム・コンクリート反応の防止は「基本設計」の内容である被告動燃は第一次の許可申請書でも抽象的に記載されたとおり（乙二三・一Ｏ―参―三四）、ナトリウムと床コンクリートの接触を防止すること、従ってナトリウムと床コンクリートの間に鋼製のライナを設けることは、「もんじゅ」の安全性を確保するための根幹である（被告らの主張によれば「基本設計」の内容）としている。
この点、原子力安全委員会委員長のＰ１も、
「当時も、現在も、ナトリウムとコンクリートが接触したときに何がどういうふうに起こるということが、完全に解明されていたわけではないと理解しております。ただ、非常に様々なことが起こるであろうことは、当然予測されたわけでございまして、そういうものを未然に防いでおくにしくはないという、そういう設計方針であったというふうに理解しております。」（Ｐ１証人・二七回・一三頁～一四頁）
と証言する。ここでのコンクリートは、被告動燃同様に、床コンクリートを指していることは明らかである。
しかし、二次冷却系のナトリウム配管が設置されている部屋は、いずれも壁や天井もコンクリートが剥き出しのままである。したがって、床ライナによってナトリウムと床コンクリートの直接接触を防止すれば足りるとする被告らの「基本設計」は、二次系配管からのナトリウム漏洩事故が発生したとしても、壁や天井ではナトリウムとコンクリートの直接接触は、絶対に起こらないということを前提にしている。本件ナトリウム火災事故は、この「基本設計」が破綻したことを、現にナトリウム・コンクリート反応が発生したことによって明らかにした。
２　ナトリウム・コンクリート反応の危険性
（一）　ナトリウムは水と接触すると爆発的に反応し、水酸化ナトリウムと水素が生成、発生する。
２Ｎａ＋２Ｈ２Ｏ→２ＮａＯＨ＋Ｈ２
コンクリートは水とセメントと砂利の混合物であり、水が重量にして約半分を占める。従ってナトリウムはコンクリートと接触すると、その中に含まれている水分と反応するが、反応時にコンクリート内部で水素ガスが発生する。そのため場合によってはコンクリートが破壊されたり、大量のナトリウムとコンクリートが反応すれば発生した水素が空気中の酸素と化合して爆発を起こす可能性もある。（二）　「もんじゅ」においては、二次系のナトリウム配管室や機器室の部屋の床面に鋼製ライナが施工されており、それによってナトリウム漏洩に対しても床コンクリートとナトリウムの接触を防止しているとされている。コンクリートとナトリウムの接触を防止しなければならない理由は、右のとおりナトリウムがコンクリートと触れると激しい反応を起こし、コンクリートを破壊すると共に危険な爆発しやすい水素が発生することにある。コンクリートは固く乾いているようでもその五〇パーセント以上は水であり、しかもコンクリートを加熱すると一〇〇度前後から自由水が外部に出てくるようになり、二六〇度からは結晶水（結合水）の脱水が始まって、コンクリートからは大量の水が出てくる。特に温度が五〇〇度を越えると水酸化カルシウムの脱水分解が始まり、コンクリートの強度は急激に低下する。ナトリウムは空気中に出てきた水蒸気とも反応し、又、コンクリートの内部に入って内部の水とも激しく反応する。コンクリート内で発生した水素は逃げ場がないために、内部に大きな応力を生む。やがて限界を越え、コンクリートは激しく砕け、その破片はミサイルのように四方に飛び散る。それと同時に未燃焼のナトリウムも四方に飛び散り、新たな火の手が上がることになる。そのすさまじさは「一旦始まると人為的にコントロール出来なかった」とされている。又、コンクリートの塊の上に鋼鉄製の衝立（肉厚五ミリメートル）をおいてその中でナトリウムをプール燃焼させた実験では鋼鉄製衝立は完全に破壊され、燃焼ナトリウム温度がある一定の温度以上になると加熱しなくてもナトリウム・コンクリート反応は自己触媒的に持続してコンクリート塊が破壊されることも判明している（甲イ・三五〇）。
（三）　ところで原子炉格納容器も配管室も、その仕切り壁はコンクリート製であるので、ナトリウムが配管等から漏洩した場合であっても、ナトリウムがコンクリートと接触することは絶対に避けなくてはならない。そのために、動燃は、一次冷却系では床のみならず壁も天井も鋼製ライナを張り巡らし、かつ室内をナトリウム
の燃焼を抑える窒素雰
囲気（即ち、室内の酸素量を大気中よりも低下減少させる）としたが、二次冷却系では「配管内のナトリウムは放射能を帯びていないので、漏洩しても危険はない」としてナトリウム燃焼の危険性を軽視し、床にライナを張るだけで壁と天井はコンクリートのままとし、室内は燃焼を抑制する窒素雰囲気とはせず、通常の状態（空気雰囲気）とした。
（四）　本件ナトリウム火災事故は右の二次冷却系で発生した事故である。そして少なくとも壁との間では、絶対に避けなければならないナトリウム・コンクリート反応が事実として発生したのである。
３　本件ナトリウム火災事故におけるナトリウム・コンクリート反応（一）　本件ナトリウム火災事故後の初期に撮影された写真には、ナトリウム堆積物に昀も近い部所に、著しい段差と変形が生じたリッドがあり、その真上のコンクリート壁には明らかな変色と変質の跡が見られる（動燃第一報、甲イ・二三九・九八頁～一〇〇頁）。
動燃第二報（甲イ・二四〇）によれば、「ナトリウム漏洩の発生したＡ―四四六室のコンクリート壁にはナトリウム化合物が付着し、変色が認められる」、「当該部のコンクリート表面については、健全部と比較し塗れ色を呈していることが確認されている。また表面にはヘアクラックが認められており発生原因を調査中である。打診検査においては、当該箇所中央部（黄色部）の一部について異音のする箇所が確認されている。これについては浮きの発生等が考えられるため、現在原因を解明中である」とされている。
以上の諸現象について科学技術庁第二次報告書では次のとおり説明されている（乙イ・九・三一頁）。


「コンクリート壁部表面に付着したナトリウム化合物除去後のコンクリートには、深さ一ｍｍ程度まで黒灰色を呈している部分（面積約四㎡）が認められた。上記試料のＸ線回析分析によるセメントや骨材中の鉱物の状態、及び熱分析による質量変化からみて、表面から一㎝までの平均的な受熱温度は四〇〇℃以下と推定した。黒灰色部及びその周辺の壁表面にはひびが認められるが、ひびは健全部の表面にも存在している。ひびの数や方向性は、両者の間で大差ないが、黒灰色部及びその周辺のひびの幅は多少大きい傾向があった（健全部では一般的に、○・四ｍｍ以下であるが、○・五～０・九ｍｍになっていた）。ひびの発生した主要な原因は、コ
ンクリート打設時の乾燥収縮と考えられるが、黒灰色
部及びその周辺では、ナトリウム漏洩に伴う受熱による乾燥促進のため、ひびの幅が拡大した可能性がある。
また、黒灰色部の一部に表層が浮いていると思われる部分が四箇所（合計面積約○・五ｍ２）存在した。コンクリートサンプリング後の孔内部の目視観察で、表面より深さ二ｃｍ程度の位置に浮き剥離面とみられるひびが認められた」。（二）　以上のとおり、事実としてコンクリート（壁）と高温のナトリウムが接触し、相互の反応が発生した。この点はコンクリート表面にナトリウム化合物が付着していることからも明らかである。そしてナトリウムの接触経路については、ナトリウム漏洩部．（温度計検出部）直下のダクトやグレトチングの著しい損傷から見て、右漏洩部から直下にコラム状に落下したのではなく、溶断したフレキシブル管（チューブ）に接触して周辺に撒き散らされ、その後は右漏洩部から大小さまざまな液滴や霧状のミストとなって飛散したものとも推定される。この飛散したナトリウムの一部がコンクリート壁を直撃した可能性もあるし、また一度ダクトにふりかかったナトリウムが溶け落ちる前のダクト表面で跳ね返ってコンクリート壁に接触した可能性もある。
この点、燃焼実験Ⅱでは「実験開始後二分一秒に漏洩ナトリウムのグレーチングとライナヘの昀初の落下が認められた。また初期漏洩時にはリッドに落下するナトリウム液滴や側壁コンクリートヘのナトリウムの飛散が認められた」（動燃第四報、乙イ・九・添四－一〇）とされており、この実験結果からも本件ナトリウム火災事故においてナトリウムとコンクリートの直接接触即ち、ナトリウム・コンクリート反応が起こったことは疑いの余地がない。
（三）　以上のとおり本件ナトリウム火災事故では、絶対に起こってはならないとされるナトリウム・コンクリート反応が少なくともコンクリート壁との間では現に発生したのである。
この点、動燃は「漏洩部近傍のコンクリートは、表面部分がある程度の熱的影響を受けたが、ナトリウムとコンクリートの反応生成物は検出されず、また、構造耐力、遮蔽性能への影響はないものと判断された」（動燃第四報、乙イ・九・四―一四）と述べ、科学技術庁も「ナトリウム漏洩に伴い影響を受けた部分は、一部の表層部（深さニセンチメートル程度）であり、鉄筋コンクリート壁の構造強度上、耐久性能上および遮蔽性能上、問題となる影響はなかったと判断された」（科学技術庁第二報、乙イ・九・三〇頁）などと述べる。しかし被告らの右の主張は詭弁以外の何物でもない。前記のとおり、「もんじゅ」においては、仮に「事故」が起こったとしてもナトリウムとコンクリートは、床であれ、壁や天井であれ、絶対に接触することがない、というのが「基本設計」の内容だったのである。そこでは「構造耐力」や「構造強度」あるいは「遮蔽性能」に影響を及ぼさない限度でのナトリウムとコンクリートとの接触（反応）は許容されるなどということは、およそ想定されていなかったのである。４　壁にもライナを・・・スーパーフェニックスの教訓一九九六年三月八日に行われた「科学技術庁原子力安全局とフランス原子力施設安全局とによる第九回原子力安全に関する情報交換会合」においては、フランス側から、高速増殖炉「フェニックス」、「スーパーフェニックス」で発生した火災と、それに対して採られた対策が説明された。その説明によれば、スーパーフェニックスでは、一九九二年から九四年にかけて、床ライナに加えてコンクリート壁にもライナが設げられている（甲イ・四四八）。そして以上、詳述したとおり、「もんじゅ－の壁にはライナが存在しない。スーパーフェニックスの右の教訓（知見）を得ていたにもかかわらず「もんじゅ」の壁はライナで防護されなかった。
５　水素爆発の危険性
（一）　ナトリウム・コンクリート反応の危険性の一に水素爆発があることは前記のとおりである。そして燃焼実験Ⅱでは、床ライナに穴があき、ナトリウムがその穴から床のコンクリートを襲った。その結果、床ライナと床コンクリートとの間に水素が蓄積した。実験を撮影したビデオの映像には、その水素が爆発的に燃焼する姿が捉えられていた。
この点について、動燃第四報は次のように述べる。
「実験終了後のビデオ映像では、ナトリウム供給配管等の残留ナトリウムを追い出す操作をした際、ナトリウムがライナ上に落下し、ライナの開口部にほぼ相当する位置で白色（周囲はオレンジ色）で半球状あるいは球状の発光が断続的に観察された。この発光が水素の燃焼によるものとすると、開口部からライナ下に侵入したナトリウムと床コンクリート等とが反応して局所的に水素が発生し、直ちに水素燃焼を起こしたことが推定される。
但し、○・一七％は水素の燃焼下限濃度四％と比較して十分低い濃度であり、水
素が蓄積して燃焼や爆発
を起こすような状況ではなかったと考えられる。」（乙イ・九・添四－二〇）。（二）　しかしこれは苦し紛れの言い逃れである。燃焼の下限濃度が四パーセントで、実際の水素濃度が○・一七パーセントだったのだとすれば、どうやって水素が燃焼できるのか？　右ビデオ映像から明らかなとおり、事実として水素燃焼は起こったのである。
水素は軽い気体であり、空間に一様な濃度で分布することはない。動燃がここで引いてきた○・一七パーセントという水素濃度は、燃焼実験Ⅱの実験セル内の床から六メートルの点からサンプリングされた空気中の濃度であり、水素燃焼が起こった床ライナ破損部あるいは床ライナと床コンクリートに挟まれた空間の水素濃度ではない。実際には、その部分の空間には、燃焼下限濃度を上回る水素の蓄積があったからこそ、水素が白色の光をあげて燃焼したのである。もちろん水素が蓄積した空間の容積が小さければ、燃焼によって放出されるエネルギー量も小さいものとなる。しかし、それが床ライナを破損する程度のものであれば、水素燃焼と床ライナの破損は相互拡大的に進展することになり、事態は一気に破局に向かうのである。
６　まとめ
本件ナトリウム火災事故および燃焼実験Ⅱによって、
第一に、「もんじゅ」の設計思想および「基本設計」、従って安全審査そのものが崩壊したこと（被告らは、ナトリウムがコンクリート壁に降りかかるような事故形態を全く想定していなかったし、そもそも右のとおり、ナトリウムとコンクリートとの接触をありえないものと考えていた）。
第二に、現在の「もんじゅ」の施設、設備の構造からはナトリウム・コンクリート反応が現実の事故として起こり得ること。


が明らかとなった。ナトリウム・コンクリート反応の重大な危険性に鑑みれば、この危険性が現実化した「もんじゅ」の本件許可処分には重大かつ明白な違法があり、その運転は差し止められなければならない。
八　「設計基準事故」の安全解析の破綻……国と動燃は二次系のナトリウム漏洩事故を過小評価し、本件ナトリウム火災事故を想定もしていなかった
１　はじめに……被告らの設計思想の破綻
（一）　被告らはナトリウムの漏洩・火災事故、とりわけ二次系での右事故の発生を軽視ないし過小評価してきた。その前提にはＬＢＢという安全設計思想があり本件ナトリウム火災事故はこの思想の破綻をも明らかにした
（二）　「もんじゅ」につい
てＬＢＢの思想は概略次のようなものである。
即ち、「もんじゅ」のナトリウム配管内部の圧力は数気圧であり、軽水炉と比較して格段に低い。また配管はステンレス鋼でできており、延性も大きいから、突然ギロチン破断したり折れ曲がったりすることは考えにくい。従って、仮に配管の溶接部分に亀裂が発生しそれが次第に大きくなって穴があき、ナトリウムが漏れるようになってもいきなり多量に漏れることはない。大きな漏れの前には必ず微少な漏れが先行すると考えられた。これが、ＬＢＢ（Ｌｅａｋ　Ｂｅｆｏｒｅ　Ｂｒｅａｋ）の思想である。動燃訴訟対策室長であったＰ９協証人が「もし漏洩が起こるとすれば、非常に微少な漏洩から進展するということでして、漏洩検出に力をいれまして、それによって安全性を確保するということが基本の考え方でして、漏洩検出によって配管の健全性を確保していくということにしています」と強調した（Ｐ９証人・二三回・一七丁裏）のはこの考えによる。
しかし「もんじゅ」では、配管の周囲には内側から順に、内装板、二七センチメートル程度の厚さの保温材、外装板が巻かれており、配管と内装板の間には約二センチメートルの隙間がある。ナトリウム検出器はこの隙間の空気を吸引するシステムとなっている。これでは、本件ナトリウム火災事故のように、温度計が外部から外装板・保温材・内装板を貫通して配管内に差し込まれる構造を持ち、その温度計の内部を通ってナトリウムが外部に漏れだして火災になった場合には、設置したナトリウム漏洩検出器は役に立たないことになる。
しかし、よく考えて見れば、主配管からはサンプリングなどのために多くの枝管がでており、温度測定のために温度計が差し込まれてもいる。軽水炉でも主配管からの漏洩よりも枝管からの漏洩の方が多く起こっているのだから、微少な漏洩の段階で検出ができないことがある。これはＬＢＢ思想が破綻したことを示している。そして現実に、本件ナトリウム火災事故が突発した。
（三）　この事態に対して被告らは「ＬＢＢの思想は細い管には適用されない」などと主張するに至った。即ち、証人Ｐ８は、
「ＬＢＢの概念というのは、一Ｂ配管、一Ｂというのは、一インチ（二五・四ミリメートル）と考えていただければいいわけでございます。要するに一Ｂ配管よりも小さいものに対しては適用しないと言うことでございまして、おのずと今回のも
のに
ついては、私どももＬＢＢの概念を適用するなんて気は毛頭ございませんで、この管がいわゆるギロチン破断しても、その出てくるナトリウムの量は、事故想定をしている範囲内に充分収まっているので、安全上も問題ないとという判断をしたわけであります」などど証言する（Ｐ８証人・一七回・．四三丁表）。つまり一インチ以下の管（温度計の保護管も含まれる）についてはそこからナトリウムが漏洩してもたいした漏洩ではないから、安全上無視してもいいということである。
動燃や科学技術庁はこれまでＬＢＢがあるからナトリウムが漏れても安全だといい続け、原告ら一般の人々はそれを信じてきた。ＬＢＢが主配管からでている径の細い配管（今回の温度計もその一つである）には適用されないなどということは考えてもいなかったし、その旨の説明もなかった。なぜなら動燃や科学技術庁が「ＬＢＢの適用には限界がある」とは言ってこなかったからである。だが、関係者の内部では、一インチ以上の管について微少な漏れを検出できればＬＢＢは成り立つと考えていたようである。要するにＬＢＢは狭い範囲内だけで適用があるいい加減な安全思想であり、Ｐ９証人が証言するような万全の安全思想ではなかったのである。本件ナトリウム火災事故はこれを実証し、動燃（Ｐ９証人）の主張の欺瞞性を明らかにした。
２　本件ナトリウム火災事故は二次系を軽視した結果である（一）　本件ナトリウム火災事故は二次系の軽視に起因するものである。即ち、本件ナトリウム火災事故からニケ月後にＰ２２「もんじゅ」所長は、「事故は核分裂生成物がない二次系で起きました。一次系に比べ、これまでの力の入れ具合という点で甘かったのかな、と今にして思います。原子力技術者は核分裂生成物をどう閉じ込めるかに全力を注ぎます。その努力を一〇〇とすると、ナトリウムを閉じ込める努力は一〇分の一ぐらいでしょうか」（甲イ・三三四、中日新聞、一九九六・二・一〇）と述べている。また
「もんじゅ事故は、二次主冷却系からのナトリウムの漏えいであり、放射性物質による環境への影響はなく、炉心冷却能力への影響等もなかった。この意味で、原子炉等規制法が要求する災害防止上の観点からは、もんじゅの安全性は確保されていた。」（原子力安全委員会第３報、乙イ・四二の二・一頁）などの被告側の見解が示されている。しかしこれらは誤っている。
（二）　「もんじゅ」
の二次系は原子炉の通常および緊急停止後には、二次系に接続した空気冷却器とともに、炉心の核燃料から出る崩壊熱を除去するための補助冷却システムの一環として機能するのであり、「もんじゅ」の安全確保上、重要・不可欠な部分である。即ち［もんじゅ］の崩壊熱除去系は二次系に依存しており、仮に複数の系統（「もんじゅ」ではＡ、Ｂ、Ｃの三つのルートの二次系があり、本件ナトリウム火災事故はＣ系統で発生した）で本件のような破断が発生すれば炉心の除熱・冷却能力は著しく損われる。その場合炉心の冷却を維持・継続するために、ナトリウム漏洩＝火災をあえて放置しなければならない（即ち、炉心の除熱・冷却能力を確保する必要からナトリウムをドレンすることができず、ナトリウムの漏洩・火災を放置し、受忍すること）事態も予想される。


また本件ナトリウム火災事故（壁コンクリートとナトリウムの反応、および床ライナと一体の機能を有すると推測されるリッドの変形）および燃焼実験Ⅱ（床ライナの貫通・損傷）により、「もんじゅ」でナトリウム．コンクリート反応が起こることが明らかになった以上、この反応の拡大により他の崩壊熱除去系（ＡおよびＢ系統）の機能に支障が生じることも予測される（例えば昀悪の想定として、ナトリウム・コンクリート反応による水素爆発の発生と、これによるＡ・Ｂ・Ｃ各系統の隔壁の破損による他系統の機能停止）。この点被告らはナトリウムの大規模漏洩（一五〇立方メートル）による漏洩室内での燃焼とこれによる内圧の上昇しか考慮しておらず、コンクリート（床または壁）の破損と、これによる他の崩壊熱除去系の機能不備の可能性を全く想定していない。
二次系ナトリウム漏洩事故は、右のとおり「もんじゅ」の高速増殖炉としての危険性を顕現する可能性を有するものである。
（三）　本件ナトリウム火災事故の右のような本質的危険性を理解すれば、二次系だったから『もんじゅ』の基本設計による安全性は確保された」などという弁解が成立する余地はない。
３　大規模漏洩しか想定しなかったことの誤り
（一）　原子力安全委員会は、その第一回報告書（第一報、乙イ・一二）で、「当時の安全審査においては、室の床全面にナトリウムが溜まって床ライナが全面加熱されることが昀も厳しい条件と考えられており、局所的な燃焼については議
論が行われていなかった」（二六頁）
と述べ、本件ナトリウム火
災事故を全く想定していなかったことを認めている。
また、「今回の事故及び燃焼実験Ⅱの結果から鉄、ナトリウム及び酸素が関与する界面反応が問題となっている。一般に酸化物の反応の研究は、熱力学的研究や状態図研究に関しては様々な分野において古くから行われてきたものの、鉄、ナトリウム及び酸素が関与する界面反応に関しては十分な知見の蓄積はなく、高速炉分野においてナトリウム漏洩燃焼時に、燃焼ナトリウムと接触した鉄が酸素の存在のもとに、鉄の融点以下で損傷し得るという知見と問題意識はなかった。」（二七頁）とも述べている。
このように安全審査で考慮されていたのは床ライナの全面一様な加熱であり、破損の形態も床ライナが熱膨張によって壁にぶつかり、その反力によって壁が破損することを回避するというモデルだった。
（二）　しかし漏洩ナトリウムによる床ライナの全面加熱が本当に「昀も厳しい」条件であったか否かは疑わしい。例えば原子力安全委員会第一報（乙イ・一二）には動燃が「原子炉設置許可の申請以前において空気中のプール燃焼実験を三例行い」、申請後には「空気中におけるスプレイ燃焼実験及びコラム燃焼実験」（二七頁）を行ったとされている。そしてこれらの実験の目的は「安全審査」における「解析モデルの検証」にあったとされている。何度も何度も実験を繰り返したと思われるが、そこからは局所加熱についても化学反応についても何ら知見が引き出世なかったのだろうか。また動燃第四報（乙イ・九）の添付資料に空気雰囲気でのナトリウム漏洩燃焼試験について」（添四―二）の簡単な紹介があるが、例えば「対策設備実証」としながらも、漏洩高さがニメートルしか無いなど、それらの実験条件は「もんじゅ」の設備様式と異なり、首を傾げたくなるものばかりである。これまでに長い年月をかけて行われてきた一連の実験が、結果として現実の本件ナトリウム火災事故、あるいは燃焼実験Ⅱにおいて床ライナに現れた現象を予測する上で役に立たなかったこと、それどころか、むしろ結果的にナトリウム火災の威力を過少に評価する根拠になってしまったことは深刻である。現在のところ動燃以外にこのような規模の大きいナトリウム燃焼試験を行える専門の機関は国内には存在していないのであり、そうであれば動燃の「技術的能力」を論ずるまでもなくこのような未知・未解明の技術分野に属する事項が原子炉の技術とし
て採用されるべき
ではないからである。
（三）　また、鉄とナトリウムと酸素が関与する界面反応の知見の有無については別途論述するが、少なくともナトリウムが流れる配管内の腐食については、酸素の混入があると複合酸化物が形成され腐食が促進されることは一九七〇年代には知見が得られており、動燃や原子力安全委員会は当然にこれを認識していたはずである。そのような知見が何故、漏洩時の問題事項として検討されなかったのか重大な疑問がある。従ってこの点に関する原子力安全委員会の前記の「言い訳」をそのまま認めることはできない。
（四）　いずれにせよ技術（者）レベルでの弁解や釈明はともかくとして、原子炉設置許可処分の当否を争う訴訟のレベルでは原子力安全委員会の前記の主張が法的に許容される余地はない。なぜなら、伊方原発昀高裁判決が示したとおり、「許可処分当時の科学的知識によれば、当該基本設計が講じている事故防止対策で十分安全であると判断された場合であっても、現在の通説的な科学的知識によれば、右事故防止対策は不十分であり、その基本設計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いうような時には、当該原子炉の安全性を肯定した設置許可処分は違法であるとして、取り消すべきものであろう。」（ジュリスト一〇一七号五七頁、高橋利文調査官の解説）とされているからである。従って本件ナトリウム火災事故の原因解明が進み動燃および原子力安全委員会も、今日、「新知見」（？）を得たとする以上、「知っているべき知見」（温度計サヤ管の設計ミスについて）とか、「問題意識があれば知り得た知見」（界面反応による腐食の機構）などの弁解が法的な主張として成り立つ余地はない。「現在の通説的な科学的知識によれば」、本件ナトリウム火災事故はまさに「（「もんじゅ」の）事故防止対策が不十分であり、その基本設計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」ことを事実をもって示したのである。
因みに鉄とナトリウムと酸素が高温下で関与する界面反応が「新知見」ないし「かつては知りえなかった知見」かと言えば、全くそうではない。即ち、原子力安全委員会が今回、調査を依頼した電気化学会の報告書（乙イ・四一・参―一五以下）によれば、
（１）　「燃焼ナトリウムと接触した鉄が酸素の存在のもとに鉄の融点以下で損傷し得るかという知見が、『もんじゅ』の設計・審査時点で一般的に存在したか、あるいは予測が可能であったか」との原子力安全委員会からの
質問に対して、電気化学会は、
（２）　「結論から言って、損傷の発生する可能性を予測することは可能であったと判断される」（乙イ・四一・参―一七）、「さらに詳細な同様の報告が英国原子力局から出されており、増殖炉の分野では入手可能な情報と考えられる」（乙イ・四一・参―一八）と明確に回答している。
即ち、本件ナトリウム火災事故の原因となった鉄とナトリウムと酸素の界面反応については、既に「もんじゅ」の設計および安全審査の時点で高速増殖炉の分野では予測可能かつ入手可能な情報だったのである。これを伊方原発昀高裁判決の論旨
に則して言えば、


「許可処分当時の科学的知識によっても、（「もんじゅ」の）基本設計が講じている事故防止対策は十分安全とは判断されなかった」･はずのものであり、この点に関する被告らの無知（「知見がなかったこと」ないし「問題意識がなかったこと」）はそもそも本件許可処分がその当時において既に違法であり、「現在の通説的な科学的知識によれば」これは重大かつ明白な違法があったことを意味する。（五）　この点に関連して原子力安全委員会委員長の証人Ｐ１は、･　「だから、端的な話、仮定の話じゃないですよ、現存してる許可処分というのは、今のもんじゅですよ、腐食抑制対策も何も施してないもんじゅですよ。これが許可申請で上がってきた場合、安全委員会として、妥当であるという結論を出せるんですか、現時点で、現在の科学技術水準、知見で。
これは、昀新の知見に基づいて審査を行うというのが基本原則でございますから、現在の知見に基づいてやれば、腐食について少なくとも何らかの説明を求めると、どういう対策を採って、どこまで抑制できますかという説明は、当然求めることになろうと思います。
で、説明ができなければ、妥当性は欠くと、こういうことになりますね、当然。これは、十分な説明がなければ、いつまでたっても許可が下りないということになります。」（Ｐ１証言・一三三頁）
と証言し、現存の「もんじゅ」の設備と構造では原子炉設置許可処分を下すことができないこと、換言すれば現在の許可処分が違法・無効であることを端的に認めている。
４　「もんじゅ」でも床ライナは貫通損傷する…………温度
と腐食の関係の無視
（一）　争いのない事実　　　本件許可処分の事故想定温度の大幅な超過（１）　前記のとおり本件許可処分における設計基準事故としての二次系ナトリウム漏洩事故（＝本件ナトリウム火災事故）の想定値等は次のとおりである。「二次主冷却系配管室でのナトリウム漏洩の場合、床ライナの昀高温度は約四六〇度であり設計温度五三〇度以下にとどまる。
過熱器室での漏洩の場合、床ライナの昀高温度は約五二〇℃であり、設計温度五三〇度以下にとどまる」（許可申請書・乙イ六・一〇―三（２）　これに対し科学技術庁第三次報告書（乙イ・一三）によれば、本件事故および燃焼実験Ⅰ・Ⅱにおいて床ライナの温度は、それぞれ「七〇〇～七五〇度」、「七四〇～七七〇度」、「八○〇～八五〇度、局所的に一〇〇〇度超」とされている（報告書二一頁、二六頁）。そして燃焼実験Ⅱでは、床ライナに五ケ所の貫通孔も生じた。
（３）　いずれにせよ本件許可処分の床ライナ上での事故想定温度（約四六〇度）と設計温度（五三〇度）は、「わずか」約○・七トンのナトリウム―漏洩という本件事故によって、あっさりと破られてしまったという事実に争いはないし、燃焼実験Ⅰ・Ⅱの結果によって、これは一層明らかとなった。（４）　ここにおいて、本件許可処分における「事故想定温度約四六〇度、設計温度五三〇度」とは一体如何なる根拠と解析に基づくものだったのかという疑問が当然に生ずる。本件許可処分の事故想定がナトリウム―の漏洩量を一五〇立方メートル、漏洩温度を五〇七度としている（即ち、定常時の大規模漏洩を想定している）ことをふまえると、右の疑問は一層深まる。なぜなら本件は右のとおり「わずか」○・七トンの漏洩事故であるからである。
しかし科学技術庁第三次報告書などは右の疑問に対する回答を何ら提示していないのである。
（５）　この点原子力安全委員会は、
「（五三〇度という）設計温度の意味は、床ライナがこの温度まで全面一様に加熱されても、熱膨張によって壁と干渉しないように設計するというもので、この温度を超えれば直ちに床ライナが機能を喪失するということではない」（乙イ・四一・一六頁）
などと弁明する。しかし右弁明は燃焼実験で提起された問題を全く理解しないものである。
第一に、燃焼実験（とりわけ燃焼実験Ⅱ）で明らかとなった問題点は、「小規
模」のナトリウム―漏洩による床ライナでの
高温界面反応と床ライナの健全性の有無である。そしてこの形態の事故において床ライナの健全性を確保できないことを本件ナトリウム―火災事故および燃焼実験Ⅱは明らかにしたのである。従って、被告らが「全面一様加熱を前提とした五三〇度の設計温度の妥当性」を再三強調しても、それは自らの事故想定の誤りを「再三強調」しているにすぎず、何ら燃焼実験の結果を教訓化しようとするものではない。問題は、本件ナトリウム―火災事故および燃焼実験Ⅱで現に床ライナが損傷したという事実について、「もんじゅ」の「設計温度五三〇度」という数値は如何なる意味ないし安全性の保証となるのかである。
第二に、本件ナトリウム―火災事故において被告の言う床ライナの健全性が確保されたということもできない。
即ち、堆積物除去後の床ライナとリッドの状態は、動燃第二報（甲イ・二四〇）によると「床ライナは、漏洩部直下近傍をほぼ中心に複雑な凸凹があり、凹み側は昀大一八ミリメートル程度、凸側が昀大三四ミリメートル程度であった。堆積物除去後のライナ面には白色のナトリウム―化合物が残存し、一部濃い茶色及び黒色部位が存在していた。」、「Ｃ／Ｖ壁側のリッドは漏洩部直下に近い部分を中心に昀大高さ±一〇センチメートル、長さ二五〇センチメートルに渡って山形状に変形していた。変形は、リッドの先端が跳ね上がった状態になっており、特に中央部はめくれ上がったようになっていた。また、リッドの重ね合わせの継ぎ目が離れ四センチメートル程度の段差ができていた。（右側が上になっていた。）リッドの変形が大きい部位のＣ／Ｖ壁に、変色跡が認められた。」（一三頁）と記されている。前記の「リッド」とは床ライナの立上げ部とコンクリート壁との間の隙間を保護するためのものである。本件ナトリウム―火災事故ではこのリッドが大きく変形したことを被告動燃は認めているのであり、この変形の状況如何によっては床ライナの機能が失われることは明らかである（リッドの損傷を通じてナトリウム―が右の隙間から侵入してコンクリートと反応を起こすことがありうる）。従って本件ナトリウム―火災事故にもかかわらず床ライナの健全性は確保されたとの被告らの主張は誤っている。


第三に、原子力安全委員会の主張は「設計温度」と「破損温度」を意図的に混同させている。「（設計温度＝五三〇度）を超えれば直ちに床ライナが機能を喪失するということではない」（乙イ・四一・一六頁）との原子力安全委員会の主張は、従来の「床ライナの全面加熱が昀も厳しい条件」との主張をかなぐり捨てた言い逃れの主張である「局所的な変形解析および実験の結果から、床ライナの温度が九〇〇度～九五〇度までは機械的破損は生じないことが示された」（原子力安全委員会第二報、乙イ・四一・一七頁）との主張と連動するものかと理解される。この点について原子力安全委員会委員長のＰ１は以下のとおり証言する。「例えば、ある材料である構造のものを作ると、これが何度までもつだろうかというのがあるわけでございます。で、そういう温度になってしまっては困りますから、設計温度というのを設定いたしまして、この温度以上にはしないようにしましょうと。で、それを確実に担保するためには、運転中にこういう条件にはしないようにしますと、これが制限値でございます。」（Ｐ１証人・二七回・三一頁～三二頁）
右証言によれば、「これが何度までもつだろうか」という温度が「破損温度」であり、それ以下の温度領域で「設計温度」と「制限値」が設定されていることが理解される。また本件の床ライナの五三〇度という設計温度は、「（動燃が）そういう温度（＝五三〇度）で設計するということを申し出たということでございます。で、昀高温度がそれを超えてしまっては、設計温度の意味というものが多少失われてしまいますから、設計温度で設計して機能が維持できるということを示すために、その昀高温度が（申請書に）記載された」「（五三〇度という設計温度は動燃が）約束したというふうに受け止めます。そういうものを作るというふうに（動燃が）約束してある、約束されたというふうに私どもは普通は理解します」（以上、Ｐ１証人・二七回・三〇頁）とされている。要するに、「もんじゅ」の床ライナの五三〇度という設計温度は、床ライナの破損温度とは別に、床ライナの健全性を余裕をもって確保するために動燃が約束し、原子力安全委員会がこれを了承した設計基準に関わる温度値である。即ち、右「設計温度」は動燃の「約束」と原子力安全委員会の承認によって設計基準事故の指針となる温度値（＝審査基準としての温度値）であって、これを超過する事故（＝本件ナトリウム―火災事故）が発生すれば、設計基準事故の想定は破れ、ひいては審
査基準の不合理性と「基本設計」の誤りが明
らかとなるものである。被告らはこれを自覚するが故に、あえて「破損温度」と「設計温度」を混同させ、「設計温度」をはるかに超過した本件ナトリウム―火災事故についてその免責事由として「破損温度」（九〇〇度～九五〇度）を持ち出したものであり、このような被告らの主張は理論上も誤っており（「破損温度」と「設計温度」の意図的な混同）、訴訟上も不公正なものと言わざるをえない。（二）　燃焼実験Ⅱにおける床ライナの損傷・貫通について（１）　被告らは燃焼実験Ⅱで床ライナが損傷（溶融）・貫通するという予想外の結果が生じたことに驚き、その弁明に必死となっている。例えば科学技術庁第三次
報告書（乙イ・一三）は、
「燃焼実験Ⅱについては、主配管等の配置、ナトリウム―漏えい量、漏えい時間はもんじゅ事故と合わせたものの、もんじゅの配管室と比較すると、実験セルの容積は約一三分の一であり、もんじゅの外部しゃへい壁と漏えい箇所の位置関係は模擬したが、他の三つの壁はもんじゅと異なり漏えい部に近い位置になった。また、実験セル内部の観察のために設置したカメラの冷却やレンズヘのエアロゾルの付着を防止するためカメラ管台から実験セル内に空気を供給する構造としたこと、床ライナ上に温度計の支持構造物や堆積物採取用の鋼製枠等が設置されていた等の条件がもんじゅ事故の場合と相違していた」（報告書二四～二五頁）などと弁解する。またＰ８証人は、
「今度の実験（注．燃焼実験Ⅱ）の場合には非常に体系として小さいわけですから、極めて近いところからどんどん空気を送って、言わば燃えろ、燃えろというような実験をやった。そういう意味で私は（燃焼実験Ⅱは）再現実験にはなっていないと思います」（Ｐ８証人・第一九回・一一丁裏）と証言する。（２）　前記のとおり原告らは燃焼実験が、正確に本件事故の再現実験であるとは考えていないし、その旨の主張をしたこともない。
むしろ、事故発生の当事者責任を問われる被告らの方が、燃焼実験を再現実験と印象づけようとしていたのである。ところが、意図・目的に反する結果（＝床ライナの損傷・貫通の発生）が出たため、俄に被告らは「燃焼実験は再現実験ではない」と陳弁しているのであり、その態度は滑稽と言うべきである。（３）　問題は次の点にある。
即ち、燃焼実験が本件事故の「再現実験」と言えるかどうかは別として、燃焼実
験の意図と目的が本件事
故状況を模擬し、その結果を追試しようとしたものであることは疑いがない。さもなくば本件ナトリウム―火災事故直後に、あわてて燃焼「実験」を実施する意味はない。
そして、右のような燃焼実験において、事実、床ライナが損傷・貫通するという事態が生じた。この事態は本件許可処分が客観的に誤っていたことを明らかにするものである。
従って右事態を直視すれば、第一次的に安全審査を担当する科学技術庁としては、事故想定とその結果および安全審査基準の見直しを行ない、とりあえず直ちにもんじゅの運転停止を命じることが必要とされたのである。しかるに科学技術庁は、前記のとおり本件事故と燃焼実験の条件の差異を奇貨として、あくまで本件許可処分の誤りを認めようとはしないのである。
（三）　燃焼実験の温度測定は信用できない


（１）　科学技術庁第三次報告書（乙イ・一三）によれば、燃焼実験ⅠおよびⅡで換気ダクト、グレーチング、床ライナの温度はそれぞれ「六○○度～七〇〇度」、「一〇〇〇度程度」、「七四〇～七七〇度（燃焼実験Ⅰ）八○〇～八五〇度、局所的に一〇〇〇度超（燃焼実験Ⅱ）」とされている（乙イ・一三・二六頁）。前記（一）で述べたとおり、これらの温度はそれ自体本件許可処分における設計温度を大幅に超過するものである。しかし本当に燃焼実験において温度が右の範囲に止まっていたか否かについては重大な疑問がある（因みに、本件ナトリウム―火災事故では床ライナ表面の温度を含めて室内温度の実測値すら存在しない）。（２）　即ち燃焼実験Ⅱでは、合計四三本の温度計が配置されているが、そのうち四一本はクロメル・アルメル型で測定範囲は〇～一〇〇〇度である。一本は白金・ロジウム型で測定範囲は〇～一六〇〇度、昀後の一本はタングステン・レニウム型で測定範囲は四〇〇～二三〇〇度となっている（福井県原子力環境安全管理協議会への資料）。鉄の融点は約一五〇〇度である。そして、鉄製のダクトやグレーチングが溶けてしまった原因を知ろうとしているのであるから、少なくともダクトやグレーチングに配置する温度計の場合、昀高でも一〇〇〇度までしか計れない温度計では意味がない。それにもかかわらず、グレーチングや漏えい直下のライナにもクロメル・アルメル型の温度計が設置されていたため、それらはいずれも実験途中で破損してしまっている（動燃第五報、乙イ・一〇・Ⅱ―二―三八には「熱電対の破損」との記載がある。また科学技術庁第三報、乙イ・一三・参－二二では「燃焼実験Ⅱ、グレーチング上面温度」の約三〇分経過した時点で温度が二〇〇〇度を超え、測定値が得られていない）。また、床ライナには、白金・ロジウム型の温度計も設置されていたが、何故かそれは漏洩直下から七五〇ミリメートル離れた場所に設置されていた。さらに、グレーチングには、二三〇〇度まで計測できるはずであったタングステン・レニウム型の温度計も設置されていたが、その温度計は「実験初期の段階で計測不能になった」とのことで、そのデータは公表されていない。
（３）　要するに本件ナトリウム―火災事故および燃焼実験ⅠおよびⅡにおいて高温領域の温度値は正確に測定も推定もされていない。従って本件ナトリウム―火災事故の原因解明の基礎となる各部所の温度すら不明というのが現実なのである。（四）　床ライナの損傷・貫通は「もんじゅ」でも起こりうる（１）　科学技術庁第三次報告書は、燃焼実験Ⅱにおいて床ライナに穴があいてしまった原因は、燃焼実験Ⅱの実験セル（容積約一七〇立方メートル）が、実際の「もんじゅ」事故が起こった主配管室（容積約二三〇〇立方メートル）に比べて容積が狭く、ナトリウム―燃焼による温度上昇が激しかった、そのため、壁のコンクリートから多量の水分が放出され、それが水酸化ナトリウム―を生んで、床ライナを損傷させたという。しかし、「もんじゅ」の二次系ナトリウム―配管が設置されているのは主配管室だけでない。蒸発器室（容積約四七〇立方メートル）、過熱器室をふくめて多くの部屋があり、それらの部屋は小さなコンパートメントに分けられていて、容積が狭い。そのような場所で、ナトリウム―漏えいが発生すれば、本件事故に比べて室温が高くなることは避けられないし、必然的に壁のコンクリートからの水分放出量も多くなってしまう。いずれにせよ室温と湿度（本件ナトリウム―火災事故は一二月という低温環境下の条件で発生したため、低温と低湿度という事故の拡大を防止する自然条件の下支えがあった）の条件によっては、本件ナトリウム―火災事故以上の温度上昇とコンクリートからの水分放出も十分予想される（甲イ・三三三）。
従って科学技術庁第三次報告書の主張に従うかぎり、「もんじゅ」でも床ライナに穴があくという結論は必然である。
（２）　要するに本件事故そして燃焼実験を
受けてもっとも大切なことは、「もんじゅ」の床ライナでも穴があくのか、あかないのかということである。すでにテレビでも報道されているように、動燃ではその点を現在解析中で、「もんじゅ」のＰ２２所長は穴があきそうなら穴があかないような床ライナにすればいいと言っている（日本テレビ、一九九七・二・二二）が、これは動燃自身、床ライナの破損が「もんじゅ」起こりうることを認めたものである。
そして原子力安全委員会委員長のＰ１も以下のとおり証言して「もんじゅ」で床ライナが貫通する可能性を認めるに至ったのである。「端的にお伺いしますけれども、このもんじゅで同様の事態が起こってライナに穴が開くという可能性はあったんでしょうか。
この燃焼実験Ⅱが示したのは、条件によってはああいうことも起こるということを明確にしたわけでございます。ただ、現在のところ、どういう条件がどのような組合せになったときに腐食がどれだけ進むのかというところまでは、まだ調べがついてございません。しかしながら、燃焼実験Ⅱの状況を見ますと、実際のもんじゅのプラントで、そういう燃焼実験Ⅱとおなじような条件が現れる可能性は、私はそれほど高いものではないと思っておりまずけれども、これは先ほど申しましたように、どういう条件がどういう組合せでそういうことになるかということがきちんと解明されておりませんから、確かなことは申しあげられません。可能性としてはあるというふうにお伺いしてよろしいですか。可能性としては、少なくとも否定はできません。」
（Ｐ１証人・二七回・七三～七四頁）
その「可能性」は、「それほど高いものではない」どころか、被告動燃は計算によって、現実に起こりうることを明らかにしている（第六章、五、７項参照）。
５　まとめ
（一）　燃焼実験Ⅱにおいては床ライナに穴があいたし、本件ナトリウム―火災事故においても床ライナに減肉が生じた。これらの現象は、いずれも起こるまでは予測されていなかった。しかし、実際に稼働する原子力施設では、起きてしまってはじめてわかるということでは決定的に困るのである。そのためにこそ、安全審査を行い、安全性に関する見落としがないように配慮していると国は言い続けてきた。今回の事故とその後の一連の実験は、そうした国の主張が建前でしがなかったことを示した。


（二）　前記のとおり安全審査においては、一五〇トンものナトリウム―が漏えいして、床ライナの温度は五三〇度にも達しないと評価されていたのであった。その評価に使われた仮定条件は、事故が起きた現在から見れば、まことに馬鹿げたものでしかない。さらに、度重なるナトリウム―燃焼実験などを経ても、ナトリウム―が鉄と反応するという知見はまったく得られず、安全審査を含め事故が起きてしまうまでは、まったく考慮すらされなかったのであった。しかし、実際には、わずか一トンに満たないナトリウム―が漏洩しただけで、科学技術庁第三次報告書でも、床ライナ温度は、七〇〇～七五〇度（二一頁）になったと言われ、「予期せぬ」化学反応によって、腐食、減肉していたのである。そして本件ナトリウム―火災事故および燃焼実験Ⅱを受けて、今日では原子力安全委員会もナトリウム―漏洩による床ライナの貫通という事態の発生を否定することができなくなっている。
（三）　本件ナトリウム―火災事故が安全審査の段階で全く想定されなかったことについて原子力安全委員会は次のように述べており（乙イ・一二）、自己の無知による責任を、少なくとも否定はしないようである。
（１）　当時の安全審査においては、室の床全面にナトリウム―が溜まって床ライナが全面加熱されることが昀も厳しい条件と考えられており、局所的な燃焼については議論が行われていなかった。
（２）　燃焼実験Ⅱは、鉄が燃焼ナトリウム―によって損傷する場合があること、ナトリウム―の燃焼状態に酸素の供給状況が強く影響することを示唆する結果となった。したがって、今回の事故の状況と燃焼実験Ⅱの状況との間にどれだけの隔たりがあるかを知る必要がある。
（３）　今回の事故及び燃焼実験Ⅱの結果から鉄、ナトリウム―及び酸素が関与する界面反応が問題となっている。一般に酸化物の反応の研究は、熱力学的研究や状態図研究に関しては様々な分野において古くから行われてきたものの、鉄、ナトリウム―及び酸素が関与する界面反応に関しては十分な知見の蓄積はなく、高速炉分野においてナトリウム―漏えい燃焼時に、燃焼ナトリウム―と接触した鉄が酸素の存在のもとに、鉄の融点以下で損傷し得るという知見と問題意識はなかった。（４）　原子力安全委員会が行った安全審査（ダブルチェック）では、二次系ナトリウム―の漏えいが建屋等に及ぼす影響について、大漏えいの場合のナトリウム―
燃焼による内圧上昇がもっとも厳しい事象になると
して評価を行っている。一方、今回の事故のように空調ダクトを閉止しない局所的なナトリウム―燃焼では、床ライナ温度が局所的に設計温度を上回る場合があり得ることが示された。安全審査においては、局所的なナトリウム―燃焼について議論が行われていなかった（原子力安全委員会第一報・乙イ・一二・三二頁）。（四）　しかし右の原子力安全委員会報告を額面どおり理解し、同委員会の免責の弁明をそのまま許諾することはできない。なぜなら被告動燃の報告書（乙イ・一〇）でも引用されているとおり（第五報・Ⅱ―二―二三）、ナトリウム―（水酸化ナトリウム―、酸化ナトリウム―、過酸化ナトリウム―）と鉄との作用における減肉速度評価線の温度依存性については、既に一九七〇年代に一応の知見が得られており、仮に被告国がこれを知らずに本件安全審査を行なったのであればその無知は重大かつ明白な違法事由である。また万一、右知見を得ていたにもかかわらず、これを本件安全審査に反映しなかったのであれば（例えば、二次系の安全性の軽視あるいは経済的理由による右知見の無視）、被告国には故意の違法事由が生ずるものと言わざるをえない。
（五）　以上のとおり、本件許可申請で想定していた事故は本件ナトリウム―火災
事故と全く異なるし、原子力安全委員会は、
「二次系ナトリウム―の漏洩防止および漏洩後の対策の基本設計ないし基本的設計方針については安全審査の対象であり、従って原子力安全委員会の責務の範囲内
にある」（乙イ・一二・二四頁）
ことを認めている。そして本件ナトリウム―火災事故が右の意味で安全審査の対象となる事故（＝設計基準事故）であることに争いはなく、その事故の想定に誤りがあり、かつ現に発生した本件ナトリウム―火災事故が安全審査を超える内容を持っていたこと（換言すれば、本件の安全審査に包絡されず、想定もされなかったこと）からすれば、本件許可処分には重大かつ明白な違法があり、無効であるから、「もんじゅ」の運転は差止められなければならない。
九　「設計基準事故」の安全解析は、想定していた大漏洩事故でも破綻した１　フランスの高速増殖炉実証炉スーパーフェニックスの教訓（一）　フランスの産業貿易省・原子力施設安全局（以下、ＤＳＩＮという）は、一九九二年六月一六日付けでスーパーフェニックスの安全性に関する審査結果につ
いての報告書を公表した（当時のＤＳＩＮの局長で
あるミシェル・ラヴェリーの名前をとって、通称「ラヴェリー報告」と言われている。甲イ・一八二の一および二）。そしてこのラヴェリー報告は同年八月二一日頃までに、被告動燃の「もんじゅ建設所技術開発部」ほかによって日本語に訳出され（甲イ・一八二の一・表紙参照）、被告らはこれを入手し、検討していた。（二）　ラヴェリー報告は、一九八六年一二月に定格運転を開始したスーパーフェニックスが、その後、燃料貯蔵タンクの漏洩、補助系統でのナトリウム―汚染などの一連の事故を起こしたこと、そしてアルメリアの太陽熱発電所がナトリウム―漏洩事故によって破壊したことをふまえ、スーパーフェニックスの安全性の再審査を行なった結果をまとめたものである。
ラヴェリー報告の内容の内、本件ナトリウム―火災事故との関連で特に注目すべき点は、二次系の配管が破損しナトリウム―が漏洩した場合、当初の事故解析と異なる重大な事態が発生すること、つまり事故解析が安易（Ⅱ非保守的）なものであることが判明したことである（甲イ・一八二・一七頁以下）。
即ち、
（１）　スーパーフェニックスでは、「もんじゅ」と違って、二次系ナトリウム―配管が完全破断する事故を「設計基準事故」として想定している。そして、「（スーパーフェニックスの）安全報告書では、「深層防護」の項目に、二次冷却系配管の完全破断の想定が検討され、その結果は安全上容認できるとされている。事業者の見直しの結果、原子炉建物内に配置される二次系部分で、採用された計算の仮定を考慮すると、この厳格な要求を満たすことができなくなっていたことが明らかにされた。
実際、このような燃焼により放出されるエネルギーは、ナトリウム―と周囲の空気の混合条件が破断時に高められると著しく増加する。ここ数年間に実施された、特に一九八六年にアルメリア太陽熱発電所で発生したトラブルに関する試験の結果、こうした燃焼が、当初の安全報告で考慮されたような、プール燃焼（混合度が低くエネルギー放出が少ない）と呼ばれる燃焼よりもむしろ、「噴霧状」燃焼（「密に」混合し、強いエネルギーを放出する）と呼ばれる燃焼に、近いことが明らかにされた。
こうした仮定に基づいて事業者が行なった計算では、二次冷却系配管の完全破断の影響が、安全上容認できるものであることを立証することはできなかった。原子
炉建物の破損の危険性を、完全に排除するこ


とができなかったためである。」（甲イ・一八二・一七頁）とされ、二次系配管の完全破断が原子炉の建物の破損をもたらすことがありうることが判明した。（２）　また、「もんじゅ」で想定されている大漏洩事故に相当する「より小規模な破損（一秒に数十キログラム）に関しては、ナトリウム―の火災が各種の二次系配管を囲むコンクリート壁に及ぼす長期的作用に対し、追加の予防策を講じなければならない。実際、現在の知識では、高温下で水素放出が起こる可能性を否定することはできない。あらゆる爆発の危険を排除できるように、このような放出の大きさを制限する必要がある。
この爆発の危険性を減じるための対策（断熱材によるコンクリート壁の保護、ナトリウム―火災の影響の制限のために講じられた措置の改善など）（が必要であり、）これが開始されている。」（甲イ・一八二・一八頁）とし、「これらの措置が実際に講じられるまでの間、原子炉の出力はその定格出力の三〇％に制限する必要がある」（甲イ・一八二・一八頁）としている。
（３）　結局、「（今回の）再検討により、原子炉建物内二次系ループにおけるナトリウム―大量漏洩への対応の困難さが明らかになった。一九八五年に発表された安全報告書には、「こうした火災は、二次系ループ配管の昀大流量時における瞬時完全両端破断という極度に保守的な仮定を考慮して解析された」と記されていた。
しかし、実際にはこの解析は根拠のない仮定の下に行われたものである。合理的に包絡された仮定をもって検討すると、二次系ギャラリーは耐えられず、原子炉建物の耐性も現時点では、保証されていないことが示されている。」（甲イ・一八二・五頁）
との結論が下されている。
２　国と動燃はラヴェリー報告の警鐘を無視した。
被告の動燃と国は、ラヴェリー報告の内容を一体どのように検討したのだろう。科学技術庁原子力安全局に相当したフランスの原子力施設安全局は、解析の破綻に遭遇しながらも、「もんじゅ」では想定を避けている二次系配管の完全破断という厳しい想定を取り下げようとはしていなかった。また、「もんじゅ」で想定している大漏洩程度のより小規模な漏洩事故についても安全解析の誤りを認め、緊急事故対策を指示していた。その報告を本件ナトリウム―火災事故の三年以上も前に被告動燃は翻訳までしておきながら、甘い事故想定と破綻した安全解析のまま、ひたす
らに本格
運転を目指していたのである。本件事故がある程度ですんだことは幸運であったと言える。
３　まとめ
右に述べたことから明らかなように、「もんじゅ」の二次冷却系配管からのナトリウム―漏洩事故について、「昀も厳しい条件」であるとして被告動燃が設定し、被告国が妥当と判断した「設計基準事故」は、その想定はスーパーフェニックスよりはるかに甘く、その安全解析も信用の置けないものである。したがって、そうした「設計基準事故」によって、「もんじゅ」の二次冷却系の基本設計の妥当性を確認できたと判断した本件安全審査と、それに基づいてなされた本件許可処分には、重大かつ明白な違法があり、無効である。
一〇　本件ナトリウム―火災事故における被告動燃の責任１　これまで詳述してきた本件ナトリウム―火災事故における被告動燃の責任について、原子力安全委員会は以下のとおり指摘している。この指摘は原子力安全委員会自身の責任を等閑に付す無責任さを除けば、一応正当であり、原告はこれを動燃の責任原因として援用する。即ち、本件ナトリウム―火災事故について原子力安全
委員会は動燃の責任を、
「・「発生」の段階においては、温度計の設計ミス、
・「拡大」の段階においては、漏えい規模の不適切な判断、・「対外対応」の段階においては、情報の不適切な取扱いという三つの重要な要因が含まれていると考える。
これらの各段階における重要な要因に関連して、以下の関連する要因及び背景を摘出した。
「温度計の設計ミス」については、このような設計を見過ごした要因として「品質保証活動の不全」がある。
「漏えい規模の不適切な判断」については、そのような判断をもたらした直接的な要因として「不適切な異常時運転手順書」があり、これらが「事故時の不適切な対応」を引き起こした。この背景には、「教育・訓練の問題」、「運転体制、技術支援体制の問題」、さらには「ナトリウム―漏えい検知システムの不備」がある。さらに、これらの技術的な要因の背景には、「技術の蓄積と継承の問題」、「新しい技術への挑戦という意識の問題」がある。
「情報の不適切な取扱い」については、関連する要因として「事故時の情報の重要性に対する認識の欠如」がある。この「情報の不適正な取扱い」は現場記録ビデオの編集等に端的に現れており、これが大きな社会的影響を引き起こした。」（乙イ・一二・九頁）
と指摘している（
但し、右見解は原子力安全委員会自身の責任を無視し、動燃のみに責任を転嫁する甚だ一方的で不公正なものではある）。
２　本件ナトリウム―火災事故は設計基準事故に該当するものとして、被告らが依拠する「基本設計」論の当否に関わるものである。その設計基準事故＝基本設計の内容について、審査権者である原子力安全委員会から右のような本質的な批判を受けた以上、動燃が「もんじゅ」の設計、建設、運転をすることができないことは余りにも明らかである。常識的にも、事故発生を防止できず、発生した事故の拡大を防止できず、さらにはその事故についての事後対応もできない事業者＝動燃が、当該事業の遂行を認められる余地はない。
３　再三述べたとおり、被告らの見解によれば、本件ナトリウム―火災事故は設計基準事故に該当するもので、「基本設計」の内容となるものである。動燃は右「基本設計」の内容を実現も履行もできなかったのだから動燃を事業主体とする「もんじゅ」の運転は差止められなければならない。
一一　結論
本件ナトリウム―火災事故は「もんじゅ」の危険性と「基本設計」の誤りを現実
に明らかにした
１　昀悪の事態が起こりうる
（一）　被告らは本件ナトリウム―火災事故の発生にもかかわらず、①炉心冷却能力は維持され、②周辺環境への放射能の放出もなかったから、「もんじゅ」の安全性＝「基本設計」の妥当性は確保されたなどと主張する。しかし右は暴論である。被告らの主張によれば、原告は生命と引換えにしか勝訴判決を得ることができなくなるが、そのような法理が成り立つはずがない。本件ナトリウム―火災事故で昀悪の事態が回避されたのは自然条件などによる僥倖に等しかったのである。本件ナトリウム―火災事故に起因する昀悪の事態として証人Ｐ１６は以下のとおり証言する。
「もんじゅでもしライナに穴が開いたら、昀悪の事故として、どのような状況が考えられるかということを御説明いただけますか。


ある事故が起こったとします。かなりシビアな事故が起こったときは、幸い外へ放射能が出なかったけれども、これがもうちょっと条件が変わって、進行していたら、昀悪事態に至らなかったかどうか、こういう計算をやることは、もう今では常識になっています。今から十七、八年前の一九七九年に、アメリカのスリーマイル島というところで、初めて世界で昀大の事故が起こりましたが、そのときも放射能
の漏れば少
なくて済んだわけですけれども、もしも事故がもう少し進展していたら、どんなことになったかということをいろんな研究者が推定しています。そういうことで、その事故の重大性というのは客観的に評価できる、そういうことは動燃なり国は当然おやりになるべきです。それだけのお金も人材も用意しているんですから。そんなことは全然しないで、いいや、大したことなかった、放射能がでなかったら心配ないと、そんなあほなことやっている。しょうがないですから、弁護士さんのほうから、もし穴が開いたらどないになるんやと言われたので、さっきのちょうどテレビに出てきましたあの過熱器室で穴が開いたら、コンクリートとナトリウム―が直接接触致しますから、そこで水素が出て爆発を起こすかもしれません。あるいは、コンクリートが、昀初に申しましたように、もろもろになりますから、蒸気発生器だとか過熱器というのは重いものですから、そんなコンクリートの上に置いたら、下がぶよぶよになったら、どさっと落ちます。どさっと落ちなくても、かしいだだけでも、それに付いている配管やらが破損する、そうすると、過熱器や蒸気発生器というのは、中に水が一杯入っているわけですから、それとナトリウム―が接触すると、大爆発が起こります。そうすると、もう原子炉室にまでその影響が及ぶのは必至ですから、あとは本当に昀悪事態寸前になると思います。そういうことがどのくらいの確率で起こったかということについては、データをもっておられる動燃や国がちゃんとおやりになるべきであって、私たちは、そういう意味では、あれよりはもっと厳しい、先程のテレビでも、バルブが写っていましたけど、あれはドレーンをするバルブですから、あの上に落ちてあれが焼けただれたりしたらバルブが使えなくなりますから、ドレーンができなくなる、そうすると、もういつまでたっても配管の中でナトリウム―がぐるぐる回っているという悲劇的な事態にある、それはもう本当にあの部屋で十分起こり得たわけですから、この事故を軽く見て、安全と安心は別やと、そんなのんきなことを言っている事故ではなかったと、私は思います。」　（Ｐ１６証人・四五回・一一四頁～一一六頁）（二）　右のとおり本件ナトリウム―火災事故は、「もんじゅ」の施設全体の破損をもたらす危険性があった。
この危険性は、
（１）　本件許可処分との関係では重大かつ明白な違法事由で
あり、
（２）　事業者＝動燃の関係では、運転の続行を不可とする違法事由である、ことが明白である。
２　何が問題なのか？
本件ナトリウム―火災事故で問題とされるべきは以下の諸点である。（一）　第一に、本件ナトリウム―火災事故の原因は温度計さや管の設計ミスにあると断定されているが、このミスはメーカーも事業者たる被告動燃も、そして安全審査を担当した被告国も本件ナトリウム―火災事故まで発見することができなかったのである。この事実によれば、もんじゅの安全性について被告国は被告動燃に依存し、被告動燃はメーカーに任せきりにするという無責任ないし責任転嫁の構造が明らかになるのである。
第二に、右第一の無責任構造が温度計さや管の設計（ミス）のみに止まり、他の設計や施工は右三者が責任をもって対処していたという保証がどこにあるのか。換言すれば他の構造や部材にも無責任構造に基づく設計ミスが存在し、これらに起因する事故が発生する可能性を如何なる根拠によって被告らは否定できるか。被告らの一連の報告書の中のどこにも右の根拠は全く提示されていない。第三に、温度計さや管の設計ミスによる本件事故の発生は、もんじゅの危険性の端緒にすぎず本件ナトリウム―火災事故とその原因はもんじゅの安全性のシステム全体が脆弱なものであることを明らかにしたものと理解されるべきである。従って本件ナトリウム―火災事故を温度計さや管の破損によるナトリウム―漏洩事故に限定し、その範囲内で本件事故発生を合理化しようとすることは根本的に誤っている。このような態度は第二のそして更に重大な事故をもたらすことになりかねないのである。
要するに高速増殖炉の開発技術には未だ知見を得られない、あるいは実証されていない諸問題が存在すること（例えば、本件事故についても被告らが二次系の安全性を一次系よりも軽視していたことがうかがわれ、これも事故原因の一つと考えなければならない）を被告らは自覚し、高速増殖炉の危険性について謙虚になるべきである。
（二）　いずれにせよ本件ナトリウム―火災事故は、単なる二次系ナトリウム―の「小規模」漏洩による特異現象などと理解されてはならず、高速増殖炉の開発技術と「もんじゅ」のシステム全体を真蟄に再考する契機としなければならないのである。しかし、被告らには、このような問題意識と誠実さを見出すことはできない。
即ち本件ナトリウム
―火災事故は、その重大性と明白性から、
１　被告動燃には事業者としての技術的能力と災害を防止する能力が欠けているこ
と、
２　被告国には安全審査を担当する者としての資質ないし技術的知見・能力および
責任感が欠けていること、
を明らかにしたのであり、現在直ちに被告らがなすべき唯一の作業は、一旦もんじゅを完全に運転停止し、廃炉の方法を研究することである。この作業を行なわず、漫然と「安全総点検」なるものを実施し、もんじゅの運転再開の機会をうかがうことなどは許されない。況んや、本件ナトリウム―火災事故について「一般社会のいう『安心』と技術的観点での『安全』との間に大きな隔たりがある」（原子力安全委員会第一報、乙イ・一二・八頁）などの詭弁を用いて、原告ら住民を愚弄することは絶対に許されない。「大きな隔たり」は被告らの技術的能力ないし安全審査の能力および安全性に対する認識と高速増殖炉との間にこそ厳然と存在することを被告らは知るべきである。
第二　隠されていたイギリスＰＦＲ蒸気発生器事故と動燃高温ラプチャ実験におけ
る伝熱管大量破断
―臨し取られていたもんじゅ設置許可―
一　はじめに
１　この訴訟を通じて蒸気発生器に関し明らかになったことの要点を端的にまとめると次のとおりである。
（１）　イギリスのＰＦＲでは一九八七年に設計基準を大幅に上回る伝熱管四〇本が破断する事故が発生していた。又、この事故が大量の配管の破断に至った理由はもんじゅの安全審査では想定されていなかった高温ラプチャ現象によるものである。
〈高温ラプチャ〉


ナトリウム―・水反応の発熱がもたらす高温が原因となって、伝熱管壁の機械的強度が低下し、蒸気発生器伝熱管が内圧によって破断する現象。従来は蒸気発生器の破断の伝播についてはウェステージという、物理的現象と腐食現象の複合した現象によるとされ、安全審査の事故解析に当たっても、ウェステージ現象を念頭に解析がなされ、安全性判断の根拠にされてきた。しかし、ＰＦＲ事故はこのような想定の前提自体が誤っていたことを示唆するものであった。（２）　ところが、本件訴訟における原告の証拠収集活動の結果、もんじゅの安全審査が進行中であった一九八一年動燃は定格出力時のもんじゅ蒸発器上部条件を模擬した伝熱管破損事故の模擬実験を行い、伝熱管二五本が高温ラプチャによって破断するという結果が発生していたことが判明した。しかし、驚くべきことに、この結果を被告動燃は科学技術庁にも、原子力安全委員会にもひた隠しに隠し通してもんじゅの設置許可を臨し取ったのである。この経過は言ってみれば、もんじゅナトリウム―事故後のナトリウム―燃焼実験Ⅱで床ライナーに穴が空いたが、このことを隠し通そうとするようなものであった。（３）　このような経過は原告団・弁護団の努力によってはじめて明らかにされたのである。
２　もんじゅ蒸気発生器に関する主張と立証の流れ
もんじゅ蒸気発生器に関する本件訴訟における論争の経緯はかなり複雑な経緯をたどった。簡単に総括すれば、原告の立証と被告動燃、被告国の立証、原告の反証と被告動燃の昀終段階での「反証」、被告国の高温ラプチャ問題についての沈黙という経緯をたどった。
まず、はじめにもんじゅ原子炉の蒸気発生器の安全性に関する本件訴訟における論争の経緯、とりわけ、証人尋問をこれが実施された日時にしたがって整理しておきたい。
まず、裁判官にこの問題について判断する際に、どうしても忘れて頂きたくないことがある。それは、以下に述べるイギリスＰＦＲ事故についても、既に情報を入手していた被告動燃側は必死に事故自体を隠してきた。それに対して、直接証拠を取り寄せ、それを翻訳して裁判所に提供してきたのはすべて原告側である。また、蒸気発生器細管の定期検査用のプローブが細管にひっかかってしまったことや蒸気発生器の細管で流動不安定現象が発生したことも、被告動燃が自ら進んで公にしたものではない。いずれも動燃内部からの匿名の情報提供に基づいて、原告団が事実を公表し、これを被告動燃が追認する形で公となったのである。匿名の内部告発がなければ、このような事実は永遠に闇に葬られていたのである。ＰＦＲ事故の客観的事実を徹底して求めてきたのが原告側なのであり、これを黙殺し続けてきたのが被告側なのであった。
裁判所は本件における立証の過程をその順序に従って見て欲しい。なぜなら、蒸気発生器に関する基本的な情報が被告動燃によって秘匿され、訴訟の当初においては、論争の前提が成り立たなかったのである。
このような基本的な情報の第一が被告動燃の実施したＳＷＡＴ実験に関する情報であり、第二がイギリスＰＦＲ事故に関する情報である。とりわけ、ＳＷＡＴ実験の全体像は九九年二月二六日に被告動燃から開示された「海外出張報告」によって明らかになった。そ
のために、本準備書面において、蒸気発生器の安全性に関して、原告の従来の主張を大幅に整理し、一部は新たな主張も付け加えた。しかし、このような訴訟の展開となったのはひとえに被告動燃の情報の秘匿によるものであり、原告にとってはやむを得ないものであった。
〈民事訴訟関係〉
１　Ｐ９証人被告主尋問
二〇回　一九九工年（平成四年）一月二四日
２　Ｐ９証人原告反対尋問
二三回　一九九二年（平成五年）九月二五日
ＰＦＲ事故に関する報告書甲イ一二五号証の一提出
二四回　同年一一月二〇日
３　Ｐ１０証人原告主尋問
三〇回　一九九三年（平成五年）一二月一〇日
ＰＦＲ事故に関する報告書甲イ一八四号証提出
三一回　一九九四年（平成六年）三月四日
ＰＦＲ事故に関する報告書甲イ二一〇、二一二号証提出
４　Ｐ１０証人被告反対尋問
三二回　一九九四年（平成六年）五月一三日
〈行政訴訟関係関係の立証〉
５　Ｐ６証人被告主尋問
一三回　一九九五年（平成七年）七月二六日
６　Ｐ６証人原告反対尋問
一四回　一九九五年（平成七年）九月二七日
７　Ｐ８被告主尋問
一五回　一九九五年（平成七年）一一月八日
〈一九九五年一二月八日もんじゅナトリウム―漏れ、火災事故発生〉
８　Ｐ８原告反対尋問
一九回　一九九六年（平成八年）七月三日
二〇回　一九九六年（平成八年）九月二五日
〈民事訴訟関係の立証〉
９　Ｐ１０証人原告主尋問
四六回　一九九七年（平成九年）一〇月八日
反対尋問には関連質問なし
〈平成一〇年六月被告動燃準備書面一五、
乙イ四三号証　Ｐ２３陳述書
同　四四号証　被告動燃作成「蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャ型破損評価手法
の整備と適用」　提出〉
１０　Ｐ１１証人被告主尋問および同証人原告主尋問
五〇回　一九九八年（平成一〇年）七月一五日
〈一九九八年一一月　Ｐ１０　国会議員を通じて科学技術庁にＰＦＲ事故に関する
動燃「海外出張報告」の開示を要請〉
〈一九九九年二月二六日　右文書開示される。その主要部分を原告から同年三月甲
イ四四三号証として提出〉
以上のような、立証経過の端的な特徴は次のように総括できる。Ｐ８証人の証言までの立証では、被告側は、動燃も国も原告申請のＰ１０証人の指摘したＰＦＲ事故に関する原告側の立証に対して、これを考慮する必要を認めず、安全審査時の判断に間違いはないと繰り返していた。このような被告側の立証の誤りについて原告
側はＰ１０証
人の再申請証人尋問において、完壁に反証した。


ところが、被告動燃の昀後の証人であるＰ１１証人の尋問の直前に、乙イ四三、四四号証を提出し、さらに、被告動燃準備書面一五を提出してきたのである。また、同様の主張、立証は被告国側からは全くなされておらず、被告国は高温ラプチャ問題については沈黙している。
３　遂に明らかとなった驚くべき動燃の真実
一九九九年二月二六日にいたって、被告動燃が開示した海外出張報告（甲イ四四三号証）は驚くべき内容を持つものであった。結論だけをここでまとめれば、①イギリスＰＦＲの過熱器に設置されていなかったとされた急速ブローはもともとは設備されており、有効でないという理由で外されていたこと、②仮に急速ブローが設備されていても、事故の結果は大きくは異ならなかったと推定されていること、③ドイツでの実験では、管内で水の流動があるケースでも高温ラプチャが発生しており、水の流動があれば高温ラプチャは起こり得ないと言う被告動燃の主張に反する結果が出ていること、④一九八一年の被告動燃の実験ＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１６ではもんじゅの蒸発器上部の定格出力時の条件が模擬されたが、伝熱管合計二五本の高温ラプチャによる大量破断が発生した。しかし、このデータは動燃限りのものとされ、安全審査では、高温ラプチャの可能性は一切無視され、伝熱管の破断伝播の原因としてはウェステージのみが解析の対象とされたこと、⑤被告動燃が金科玉条のように引用するＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１９実験は、ＲＵＮ１６実験の結果に驚愕した被告動燃が許可処分後の一九八五年に内部的な辻棲を合わせるために、各種実験条件を大幅に条件を切り下げて実施したものであり、到底保守的な条件を設定したものとは言えないものである。にもかかわらず、この実験でも、高温ラプチャが五本発生している。
このように、この文書は被告動燃によって作成されたものであるにもかかわらず、乙イ四三、四四号証の内容の根幹を自ら否定するものだったのである。それでは、このような立証の構造を民事訴訟、行政訴訟の双方の訴訟においてどのように評価すればよいのかを以下に詳細に見ていくこととしよう。
二　蒸気発生器とは何か
まず、蒸気発生器技術の一般的性格と問題点を説明する。
１　タービンを駆動する蒸気を発生させる
小規模用途を除き、現在の発電は、水蒸気が蒸気タービンを駆動し、その回転エネルギーを電気エネルギーに変換することによって行われる。水蒸気は水（原子力界では軽水と呼ばれる）を加熱することによって生成されるが、加熱源に石油、石炭あるいは天然ガスを用いると火力発電であり、原子力（核分裂の連鎖反応）を用いると原子力発電になる。火力発電の加熱装置がボイラーであり、原子力発電の加熱装置が原子炉である。原理的には両者の違いは熱源のみであるが、原子炉には膨大な核分裂生成物（死の灰）が内包され水（一次冷却水）には常時配管等材料の放射化物が含まれていることから、熱輸送系については両者に異なるものがある。すなわち、火力発電ではボイラーで発生した水蒸気が直接タービンを駆動するのに対し、加圧水型の原子力発電では上記放射性物質の漏洩を嫌い、一次系から隔離された二次冷却水を蒸発させ、その水蒸気がタービンを駆動するようになっている。原子炉内で直接加熱された一次冷却水から二次冷却水へ熱を送る装置が、加圧水型原子力発電の蒸気発生器である（甲一九九号証一三三頁以下）。
２　ナトリウム―と水の間での熱交換
冷却材は異なるが、高速増殖炉の場合も同様である。ただし、高速増殖炉の熱輸送系に対してはさらに条件が加わる。冷却材が液体金属ナトリウム―であるため、蒸気発生器に破損が起こりナトリウム―と水とが接触した場合の激しい反応による危険性を考慮にいれねばならない。その反応が発生しても放射性物質放出につながらないよう、「もんじゅ」では一次冷却系と水・水蒸気系との間に、非放射性ナトリウム―を冷却材とする二次冷却系が、中間熱輸送系として設けられている。したがって、水・水蒸気系は三次冷却系に相当する（甲一九九号証一四四頁以下）。
３　熱交換量を大きくし、熱の損失を昀小化する
蒸気発生器が発電所の熱輸送系を構成する機器として成立するためには、設計において二つの基本的条件を満たさなければならない。まず、熱交換量をできるだけ大きくしなければならない。そのために、伝熱面積をできるだけ大きくする必要がある。その結果、蒸気発生器は必ず、多数の長くて細い管の束で構成され、多数本の細管壁を介することによって内側液体と外側液体とで大量の熱を交換出来るようにする。二つ目は、熱交換（蒸気発生）時の熱の損失をできるだけ少なくすることである。決め手は、熱をやりとりする細管の壁厚をできるだけ薄くすることに尽きる。
（甲イ一九〇号
証、七ないし一三頁、甲一九九号証一四四頁以下）
４　構造上の脆弱性こそ本質
以上の条件から一目瞭然なように、蒸気発生器とは、その本質からして極めて繊細な機器であり構造上非常に弱いものである。上記基本条件を無視し、たとえば安全上の余裕確保を目的に細管壁を厚くしても、それは発電設備としての役割を果たせないのである。蒸気発生器を安全上から見るとき、この構造上の脆弱な本質をまず踏まえておかなければならない。
（甲イ一九〇号証、七ないし一三頁、甲一九九号証一四四頁以下）
三　高速増殖炉蒸気発生器の軽水炉と比較した特徴
高速増殖炉の蒸気発生器は、設計および使用条件が加圧水型軽水炉のそれと比べ際だって苛酷である。その苛酷さを「もんじゅ」と軽水炉（加圧水型）と比較し、以下に説明する。
１　熱交換媒体の違い
軽水炉では水と水との間で熱交換するが、「もんじゅ」では液体金属ナトリウム―の二次冷却材と水あるいは水蒸気の三次冷却材との間で熱交換する。もし蒸気発生器細管が破れると激しいナトリウム―水反応が起こり、衝撃的破壊力の発生、爆発性気体の水素の発生およびそれによる圧力上昇が起こり、機器を破壊する危険がある。ナトリウム―水反応の影響に対する対策が必要とされるのである（Ｐ１０三〇回三九ないし四三丁）。
２　使用温度の違い
もんじゅと軽水炉の蒸気発生器の比較を表にまとめたものを示す（図表六―二―一）。軽水炉の蒸気発生器の使用温度は昀高約三二〇℃だが、「もんじゅ」は約五〇五℃と、一八○℃以上も高温である。そのため、使用材料に高温強度のあるものが要求される。さらに、ナトリウム―は熱容量が小さく（すなわち熱しやすく冷めやすい）、軽水炉と違って材料が熱衝撃や過大な熱応力にさらざれる危険があり、それに対する対策が必要である。（Ｐ１０三〇回四三丁）。


３　伝熱管（細管）材料に求められる条件の違い
軽水炉では、主として耐食性だけ考慮した材料を選べばよいが、「もんじゅ」ではナトリウム―が高温のため、耐食性と高温強度の両方が要求される。そのため、「もんじゅ」では、水が液体の状態で流れる段階と水蒸気になった後の段階に分け、前者の段階には耐食性のある材料、後者の段階には高温強度のある材料というように細管材料に異なるものを採用している。したがって、蒸気発生器として蒸発器と過熱器というほぼ同じ形状をした二つの大型機器を設けなければならない（Ｐ１０三〇回四五、四六丁）。
このことは、更に次のような困難な技術的問題を引き起こす。蒸発器には腐食に強い材料として炭素が多く含まれるクロム・モリブデン鋼が、加熱器には高温に耐えられる材料として炭素量の少ないＳＵＳステンレスが採用されている。このように、もんじゅの蒸気発生器は強度的にもギリギリのところで製作されているのである（図表六―二―二）。しかし、この両者の材料が同じナトリウム系に共存することとなる。そのために、炭素量の多い蒸発器から炭素量の少ない過熱器に炭素が移行するという「脱炭・浸炭」現象が起きてしまう。すると、それぞれの機器に必要とされていた耐食性、耐高温性が失われてしまう危険があるのである（甲イ一九九号証一五〇頁以下、Ｐ１０三〇回四五、四六丁）。
〈脱炭・浸炭〉
炭素含有量の多い鉄から炭素が抜けることを脱炭、炭素含有量の少ない鉄に炭素が浸透することが浸炭という。同一系の中に、炭素含有量の違う鉄が共存することによって発生する。浸炭は鋼の表面の硬化の手段としても用いられる。
４　細管壁にかかる圧力の違い
細管の内と外との圧力差が、軽水炉では約九〇気圧だが、「もんじゅ」では使用条件が約一三〇ないし一五〇気圧とはるかに大きい。当然、圧力の違いに応じて「もんじゅ」の細管壁厚は軽水炉より厚くしなければならないが、一方、壁が厚いと熱衝撃や熱応力が大きくなるため壁厚は制限されるという安全対策上の深刻なジレンマがある（Ｐ１０三〇回四四丁）。
以上に列挙した比較から、「もんじゅ」（高速増殖炉）の蒸気発生器は、使用される外的条件だけでも、軽水炉の蒸気発生器よりけた違いの技術的困難性、いいかえれば危険性を持っていることが明白である。
四　「もんじゅ」蒸気発生器の構造的脆弱性
「もんじゅ」で採用されている蒸気発生器の設計には以下のような構造的な脆弱性が存在する。
１　形状が複雑
伝熱管（細管）の形状が軽水炉のような逆Ｕ字形でなく、ヘリカル・コイル（らせん形）になっており複雑である。一体の蒸発器または過熱器に、約一五〇本のヘリカル・コイル型伝熱管が束ねられている。
このような、形状が選ばれた理由は熱交換に優れていること、温度変化に伴う膨張収縮をよく吸収できるというメリットからである。しかし、このような複雑な形状となっていることから製作が困難であり、又、検査にも困難がある。そもそも軽水炉の蒸気発生器は既に確立した設計が存在しているが、高速増殖炉の場合は未だに試行錯誤の段階で確立した設計というものが存在しない。このことも高速増殖炉における蒸気発生器技術の困難さを物語っている（図表六―二―三、Ｐ１０三〇回五一、五二丁）。
２　溶接部がある
また、伝熱管を渦巻状にして、一本の伝熱管の全長が約八○メートルにも及ぶため、一本の管で造ることが出来ない。溶接部のない軽水炉の伝熱管と違い、一本の伝熱管を造るのに数本の管を溶接してつなぐ必要がある。しかし、蒸気発生器における過去のナトリウム漏洩はほとんどが溶接部で発生しており（甲イ一二三号証、甲イ一一九）、高速増殖炉の蒸気発生器においては、ナトリウム中に浸されている部分に溶接個所を有しない設計とするのが基本である。そのため、多くの高速増殖炉で直管型や逆Ｕ字型などナトリウム中に溶接部分を持たない単純な伝熱管構造が採用されている。たとえば、ＣＲＢＲ、ＰＦＲ、ＳＮＲ―３００などはナトリウム中に溶接部分を持たない構造となっている。しかし、「もんじゅ」では経済性（熱伝達効率）を優先したため、あえてナトリウム中に溶接部分を持つヘリカル・コイル型が採用されている（甲イ一二〇号証三二頁、Ｐ１０三〇回五二丁）。ナトリウム中に溶接部がない設計のほうが望ましいことを被告国申請のＰ６証人も認めている（Ｐ６一四回七六丁）。なお、このことは安全工学の基本的な考えからも当然の帰結であるが、被告国申請のＰ８証人はこのような自明の事柄すらも認めず、「即答しかねる」「溶接の技術による。」などと答えている（Ｐ８伸三一九回二六、二七丁）。このような証言にＰ８証人の証言態度が政治的で、科学的に誠実でないことが端なくも露呈されている。そして、同証人のような科学者によってなされた被告国の安全審査の空洞化した実態がもんじゅナトリウム火災事故という重大な結果をもたらした大きな要因である。
３　現実に溶接の不良が発生している。
溶接部では肉厚が他の箇所より厚くなるため、熱応力が大きくなって温度の急変時に破損の原因になり得る。さらに、溶接部の厚肉部は伝熱管検査の障害になる。実際「もんじゅ」において、伝熱管内検査機器のセンサーが溶接部で引っかかり挿入できなかった例があった。前述のようにもんじゅで採用されたヘリカルコイル型の蒸気発生器では螺旋管の細管が使用されている。螺
旋管の欠点として、定期検査の際にセンサーがひっかかりやすくその挿入が困難であるということが指摘されてきた。このような指摘は被告国申請のＰ６証人もこれを認めている（Ｐ６一四回七七丁）。
一九九一年七月にもんじゅの運転前の総合機能試験の際に、定期検査用のプローブがひっかかり、プローブの方を削るという事件が発生している。プローブがひっかかった場所は細管の溶接箇所であることは被告動燃申請のＰ１７証人、被告国申請のＰ８証人もこれを認めている（図表六―二―四（Ｐ９証人二五回調書添付図面）、Ｐ９二五回四一ないし四五丁、Ｐ８一九回二六丁）。溶接個所で細管の内径が狭くなりひっかかったということは、ひっかかりの原因は溶接の細管内部へのたれ込みであることを示している。Ｐ６証人もその可能性を認めている（Ｐ６一四回七七丁）。
このような溶接箇所にたれこみがあると、腐食や振動・応力集中の原因となる可能性がある。このことは被告国申請のＰ８証人もこれを認めた（Ｐ８一九回二六．二七丁）。


しかし、もんじゅの施工に当たってはこのような危険な箇所がないか科学技術庁は検査を実施していないのである。今回のナトリウム漏れ事故で配管に差し込まれた温度計の設計が全くチェックされていなかったように、細管破断事故の原因となりうる細管の溶接不良が見過ごされている可能性が高いのである。もんじゅで実際に細管の溶接不良を原因として細管の破断が起きても、動燃・科学技術庁は予想できない事態だったなどと言い訳することは絶対許されないのである。これまでに発生している蒸気発生器のリーク事故のほとんどが溶接不良個所か流体振動が原因である。従ってナトリウム中に溶接個所のない設計が望ましいことはあきらかである（甲イ一二〇　三〇頁）。
イギリスの高速増殖炉原型炉ＰＦＲはナトリウム中に溶接個所がない構造となっている。この条件だけ取り上げればもんじゅはＰＦＲよりもより危険性が高いということとなる。
４　伝熱管は薄く脆弱である。
「もんじゅ」の蒸気発生器伝熱管の厚さは、蒸発器で三・五ミリ、過熱器で三・八ミリと薄く脆弱である。蒸気発生器の細管破断事故はきわめて危険な事故であり、またその発生がさほど珍しくないという特徴を持っている。Ｐ８証人はＰＦＲ細管破断事故は特異な条件で発生したと主張したが、軽水炉ではあるが美浜原発２
号機でも細管破断事故が発生して
いる。この事故の原因は振れ止め金具の支持不足といわれている。このような状況もＰ８証人の用語法によれば当該原子炉に特異な状況に起因するものともいえる。ちなみにＰ８証人はＰＦＲ事故は「特異」と述べながら、美浜事故は「特異」なものであることを認めなかった。このような証言態度は同証人の証言が政治的な意図に左右され、科学者としての客観的なものとなっていないことを示している（Ｐ８一九回二七丁）。
事故はいずれもその時点での特異な条件で起きるので、特異だといって見ても何も言ってないことに等しい。要するに細管は脆弱であり、その破断はさまざまな原因によって十分ありうることであるという事実を直視することである。
５　流動不安定現象を引き起こしやすい
「もんじゅ」は、蒸発器、過熱器とも下降流部を有するが、このような下降流部を持つ構造は、流動不安定現象を起こしやすい（甲イ一一九（「液体金属冷却高速増殖炉用蒸気発生器の現状」一七頁第二表））。特に低流量時に危険とされている。
現に「もんじゅ」でも一九九五年五月二二日に発生し、同年九月二七日、本件公判時においてもＰ６証人の証言でも流動不安定現象であることを確認している。Ｐ６証人は高速増殖炉の蒸気発生器において流動不安定現象の防止が重大な設計上の要請であること、もんじゅでは安定運転の可能な範囲を過大に予測していたこと、弁の応答の特性の評価を誤ったこと、その結果低流量時に下降流部で沸騰を引き起こして、流動不安定現象を引き起こしたことを認めたのである。図表六―二―五はこの際の事象のシミュレーション解析であり図表六―二―六は被告動燃技術者の学会報告に掲載された「不安定現象発生状況の一例」である。両図表の示す類似性は、この現象が流動不安定現象であることを明らかに示している（Ｐ６一四回七四ないし七六丁、甲イニ二三、二二六号証五三頁）。
このような流動不安定現象の危険性はこれによって細管が激しく振動することである。このよう恋振動によって、繊細な細管が傷つき、その場所から破断に至る可能性は否定できない。もんじゅの実機で流動不安定現象を引き起こしてしまったということは、その際の振動によって蒸気発生器細管に将来の破断の原因につながるかもしれない初期欠陥を与えた可能性があるという重大な事実を意味しているのである。
〈流動不安定現象〉
液体が配管中を流れる際に配管中への
気体の混入、もしくは突然の沸騰など何らかの理由で気体と混合して、流動が不安定化し、配管が激しく振動する現象。断水後、空気が混合した水道管が通水後に激しく振動する現象などが代表的。
五　「もんじゅ」蒸気発生器事故時の影響
「もんじゅ」の蒸気発生器伝熱管に破損が起これば、以下のように重大な影響が推定される。
１　ナトリウム―・水の爆発的反応によって中間熱交換器が破壊される危険性がある。
ナトリウムと水との激しい反応による衝撃力あるいは発生した水素の高圧によって中間熱交換器が損傷する可能性がある。中間熱交換器が破壊されると、一次系と二次系との境界が破れて強放射性の一次冷却材ナトリウムが漏洩する。一次冷却材ナトリウムは、運転中に放射化されており、半減期一五時間のナトリウム二四と半減期二・二年のナトリウム二二を生成・蓄積しているため、運転停止後約一週間は死の灰並みに強い放射能を有している。その漏洩は、作業員および周辺住民被曝の原因となる（Ｐ１０三〇回四二ないし四三丁）。
２　二次冷却系機器、配管を損傷する危険性がある
ナトリウム―水反応の衝撃力あるいは水素による高圧により二次冷却系機器または配管が損傷すれば、高温の二次冷却材ナトリウムが空中に漏れて火災を引き起こす。その時発生する大量のナトリウム化合物は微粒子となって空中を拡散して機器や屋内を汚染し、人がそれを吸入したり皮膚に触れたりすれば障害を蒙る。このことは、もんじゅナトリウム漏洩・火災事故から明らかである。３　中間熱交換器が破壊された場合、暴走事故につながる危険性がある。ナトリウム―水反応の結果中間熱交換器が損傷した場合、反応で発生した水素が破断口から一次冷却系内を通って炉心内部に入っていく恐れがある。そうなると、［もんじゅ］の炉心が正のボイド反応度特性を持っているために、反応度が上昇し暴走事故につながる危険性がある（「気泡通過事故」）。この危険性は、一次冷却系より二次冷却系の方が常に高圧に保たれ、かつ、事故時には発生した圧力がそれに加わるため、より可能性の高い事態である。しかし、この問題は、今まで指摘されたことがなく、安全上の解析もなされていない。中間熱交換器が破壊される事態を想定していなかったからである（Ｐ１０陳述書甲イ四四四号証）。なお、蒸気発生器に関係した事故ではないが、一九九八年一一月、フランスの原
型炉フェニック
スで中間熱交換器が破損し、圧力のより高い二次系から一次系へ、大量のナトリウム―が流入し、原子炉容器内に六トンものナトリウムが漏洩する事故が発生した。蒸気発生器破損事故と違ってナトリウム中に気体は含まれていなかったが、この事故は、中間熱交換器の一次系二次系間の境界が破られる可能性が現実に存在することを示している。また、原子炉を停止し、点検を行うまでこの境界が破られていることが気付かれなかったことも重大である（甲イ四三四、四四四号証）。六　「もんじゅ」蒸気発生器における安全確保対策の不十分性１　異常防止対策は信頼できない。


被告が示した異常発生防止対策は、諸規格に適合する材料選定、設計、製作、据付、試験、検査、水質管理など品質管理や工程管理等ソフト面での対策が中心である　（被告準備書面一五、平成一〇年六月一五日）。しかし、これらは単なる建前にすぎず、「もんじゅ」事故を始め、動燃のこれまでの実態から見ると信頼できるものではない。
２　異常の早期発見は不可能―水素計の限界―
影響緩和対策の基本は異常の早期発見である。その検知手段として、被告は、水漏洩率一キログラム程度まではナトリウム中水素計により早期に発見できるとしている（被告準備書面一五）。しかしながら、公開されている水素計の特性図（図表六―二―七）によると（甲イ三八三号証五六四頁）、水漏洩率が毎秒○・一グラムから一キログラムまでの範囲では、漏洩を検知するまでに数十秒という長時間を要する。同じ特性図は、この間にウェステージ効果により他の伝熱管へ破損が伝播することを示している。
二次系のナトリウム中に水素、トリチウム（三重水素）が存在していることは今回のナトリウム火災事故の際のデータからも裏づけられる（乙イ九４―３０、３１）。この水素は炉心で発生するトリチウムと、水・蒸気系から蒸気発生器の伝熱管を透過してナトリウム―中に入ってくるものが存在する。漏洩検知にこれほど長時間を要するのは、このようにもともとナトリウム中にバックグラウンドとして水素が存在するため、そのノイズ対策として信号の平均化処理を行うなどいくつかの特別な機能を付加させる必要があった（被告準備書面一五、四六～四七ページ）からである（甲イ四四四号証）。
このことは、原告がナトリウム中水素計には限界があると主張してきたことがまさに正しかったことを示している。その結果、「もんじゅ」の水素計は、四桁にも及ぶ漏洩率の広い範囲にわたって、早期検知にはならないものである。このような検出方法では、微少な漏洩から十分時間をかけて徐々に拡大する場合ならともかく、今回の「もんじゅ」事故のように、もし昀初から中規模漏洩で始まった場合には、漏洩検知計としてまったく意味をなさない。これは、漏洩検知システムの致命的欠陥であり、早期検知の点で影響緩和対策が破綻していることは明白である。本水素計の警報に対する処置は、もともと運転員の判断によるものとされていた（甲イ一二四号証、Ｐ８（主尋問証言）一四回五四丁）。ところが、被告準備書面一五の四七～四八ページでは、毎秒○・一グラム程度を超える漏洩時では、三基のうち二基の水素計による水素濃度の顕著な増加の検出により、自動的に蒸気発生器の緊急停止およびプラント・トリップにつながる信号を発するシステムになっている、と説明されている。この変更は、原告が主張してきた運転員の判断だけに依拠する危険性を、「もんじゅ」事故以後になって取り入れたものに他ならない。なお、漏洩率が毎秒○・一グラム以下では相変わらず運転員の判断にまかされている。自動化の内容も、毎秒○・一グラム程度を超えた時点で緊急停止につながるのではなく、さらにそこからの“顕著な増加”を検知して初めて働くものである。したがって、先に述べた時間的遅れに加え緊急停止の作動はさらに遅れることになり、他の伝熱管への破断伝播拡大防止が間に合わず、自動化が有名無実になる恐れが十分にある。
このように、水素計が使い物にならないので被告動燃では別原理の漏洩検出器が開発中であり、音響式の漏洩検知器の開発経過が、しばしば学会で報告されている（Ｐ１０四六回七三ないし七九頁、甲イ三八五号証）。七　もんじゅ蒸気発生器細管破断事故に関する設計基準事故と高温ラプチャ事故に
ついての安全審査の欠落
１　設計基準事故
設計基準事故という概念は「発電用軽水型原子力施設の安全評価に関する指針」で定められている。設計基準事象は
（１）　事象が適切に選定されていること
（２）　結果が昀も厳しくなる解析条件
（３）　昀も厳しくなる初期条件
（４）　安全機能別に結果を昀も厳しくする単一故障を仮定する
（５）　工学的安全施設では外部電源喪失を仮定する
（６）　スクラムでは昀大反応度価値の制御棒一本は上限のまま
（７）　解析のモデルや
パラメーターは結果が厳しくなるよう選定する
等の条件を満たすように選定されなければならない。
２　設計基準事故選定の根拠は示されていない
もんじゅの安全審査では、蒸気発生器細管破断事故は次のような扱いを受けた。許可申請書添付書類　「３．１６蒸気発生器伝熱管破損事故」において動燃事業団は伝熱管の大規模な破損を仮想した場合の原子炉施設への影響を評価している。動燃は設計基準リーク（ＤＢＬ）として、もんじゅの場合「１＋３ＤＥＧ」すなわち初期事象として蒸発器の伝熱管一本破断、破損伝播によって三本破断としている。そして、その場合の中間熱交換器にかかる圧力が設計耐圧以下であることをコンピューター解析によって確認したとされる（甲イ一九〇　一一頁、甲イ一二四）。
しかし、このような設計基準事故の選定そのものが妥当なものであるということを示す実験等のデータは全く示されていないのである。今回明らかになった動燃の「海外出張報告書」（甲イ四四三　三四七ページ）によれば、ＲＵＮ１９試験に関する説明中で、「高速増殖原型炉「もんじゅ」の蒸気発生器の設計基準リーク（ＤＢＬ）として、一九七〇年代半ばに１＋３ＤＥＧ（初期一本＋破損伝播による伝熱管両端ギロチン破損三本）が選定された。これは当時動燃で実施していた小リーク・ウェステージ試験データや海外との情報交換で得られた知見を基に保守的に選定したものである。」とされている。七〇年代半ばまでの破損伝播の機序としては、ウェステージしか想定しない実験をもとに設計基準事故が選定されていたのである。安全審査での昀大の課題はこのような設計基準事故の選定が保守的なものであることを検証することにあったのである。
〈初期スパイク圧〉
蒸気発生器細管の破断直後の水ナトリウム反応による圧力。もんじゅの場合、伝熱管の一本の瞬時両端破断に相当する水の漏洩量を仮定して解析している。
〈準定常圧〉
蒸気発生器細管の破断からある程度時間的に遅れて現れる、ナトリウム・水反応による水素の蓄積による圧力上昇。もんじゅの場合、伝熱管の初期の一本を入れて合計四本の両端完全破断に相当する水漏洩量を想定して解析している。
３　ＳＷＡＣＳコードについて
事故解析に使用されたＳＷＡＣＳコードは、水ナトリウム―反応による水素ガスの発生量を考えて、発生圧力を模擬するコードである。
ＳＷＡＣＳコードにおける設計基準


事故の事故拡大の原因、経路としては、対象とする物理現象が①水噴出過程　②初期スパイク圧過程　③圧力波伝播過程　④準定常圧過程とされているが、前述した設計基準事故における破損伝播の程度（一プラス三）ははじめから条件として与えられている。そして、準定常圧過程での現象としてはウェステージだけが想定され、高温ラプチャが想定されていない。従って、当然のことながらこのコードによって設計基準事故の想定が妥当なものであることを根拠づけることはできないのである（甲二八八（高速増殖炉の安全解析に用いる解析コード））
４　高温ラプチャ現象の無視
（１）　本件の安全審査では準定常圧過程としては、ウェステージだけが想定され、高温ラプチャは想定されなかった。しかし、このこと自体が大変な問題であることが本件訴訟の昀後の段階で明らかとなった。ＳＷＡＴ―３実験に高温ラプチャ実験が含まれていることが公式に明らかにされたのは乙イ四三、四四号証がはじめてである。乙四三、四四号証だけでは、この実験の持つ意味ははっきりしなかったが、原告側の開示要請によって明らかになった甲イ四四三号証によって、この実験の持つ意味が明確となった。
（２）　国の安全審査には動燃が安全審査が行われていた一九八一年九月二八旧に実施したＳＷＡＴ―３ＲＵＮ１６の実験データは提出されなかった。この実験では、定格出力時のもんじゅ蒸発器の上部条件を模擬して実験がなされたが、伝熱管九二本の内二五本が高温ラプチャを原因として破断するという信じられない結果が発生した。
甲イ四四三号証では「過去に実施したＲＵＮ１６試験では、ターゲット管として六本は水蒸気で、四八本は窒素ガスで内部加圧を行った。但し、いずれも内部は流動のない状態である。この試験の結果蒸気管の一本とガス加圧管の大部分に高温ラプチャ型破損が発生した。上記結果は、「もんじゅ」の設計基準リーク選定の視点からも重大な問題である」とされているのである（三四八ページ）。（３）　被告動燃はＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１９で高温ラプチャは起きないことを確認したと主張する（乙イ四三、四四号証）。しかし、この主張は次のとおり失当である。
①　ＲＵＮ１９実験は一九八五年四月四日に実施されたものであり、すくなくとも、許可処分のなされた一九八三年五月エ七日までには高温ラプチャの起きないことの確認は一切取れていなかったのである。にも
かかわらず、被告動燃は被告国にも、原子力安全委員会にもこの案験のことを隠して許可処分を得たのであり、文字通り、この許可処分は事実を秘匿して臨し取られたものと言うほかない。
②　そして、このことを被告国の立場から見れば、高温ラプチャ現象については、実験データは一切提供されていないのであるから、ＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１９実験の実験条件が保守的なものかどうかについても、一切国・原子力安全委員会は検証していないこととなるのである、なお、この実験の条件が保守的なものといえないこと次項の九項において論ずることとする。
④　また、甲イ四四三号証によれば日本側の「もんじゅ実証炉に係わる日本のＮａ－水反応研究」についての発表に対する質疑で次のようなやりとりがなされている。
実証炉の解析コードであるＬＥＡＰコードについて「Ｑ：ＬＥＡＰコードでは〇ｖｅＴｈｅａｔｉｎｇと内圧ラプチャについては考えていないのか。Ａ：ＬＥＡＰコードではウェステージによる破損伝播を考えているが、二次破損孔径の推定式には、ガス封入管の内圧ラプチャのデータも含まれている。なお、オーバーヒーティングの有無を確認するために計画されたＲＵＮ－１９では〇ｖｅｒｈｅａｔｉｎｇによる高温ラプチャーは生じていない。」とのやりとりのあと、（備考）として、「この後、オーバーヒーティングに関する討議を相手側は希望している様子であったが、日本側の準備資料が不足しているためこれ以上の討議はできなかった。この重要な．テーマを更に検討するためには別の機会を作り、時間と準備が必要である。」と記載されている（五四ページ）。
また、「伝熱管破損伝播現象の理論、実証的理解、材料の重要性」に関する発表については、日本側が発表でＲＵＮ１９の試験結果を説明したことに引き続く質疑概要では、「議論の焦点は、当初予想していた伝熱管材によるウェステージ特性の違いとは異なり、伝熱管の〇ｖｅｒｈｅａｔｉｎｇ現象の有無に注がれて議論が集中したが、その結論を出すまでには至らなかった。」とされている（五五ページ）。
このようなやりとりからはっきりと見えてくることは、日本側が準備した発表中のＲＵＮ１９試験で高温ラプチャが発生しないことを確認したという発表が、ＰＦＲ事故に衝撃を受けて、高温ラプチャの研究に集中しているイギリスの技術者たちの納得を得られなかったことを示している。つまり、日本における高温ラプチャに関する研究が十分なものとは認められなかったと言うことなのである。
５　被告国に対する行政訴訟に関する結論
被告国は被告動燃の行った高温ラプチャ試験ＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１６１９については、その主張において、一切触れていない。安全審査で一切審査していないのであるから、言及したくともできないのである。もんじゅにおいて、中規模から大規模のリークによって高温ラプチャが発生する可能性があることはＲＵＮ１６試験から明らかである。にもかかわらず、被告国の安全審査では、もんじゅが高温ラプチャの危険性に対して十分な安全性を備えているかどうか、全く検討も判断もなされていないのである。
このように、被告国に関する限り、このＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１６および同１９実験の存在が明らかになったことにより、それ以外のことを論ずるまでもなく、もんじゅ許可には重大かつ明白な違法があり、無効であることは明らかとなったと断言できる。
八　ＰＦＲの高温ラプチャ事故はもんじゅの設計基準事故の想定が誤りであることを示している。
１　ＰＦＲ蒸気発生器事故の経過


甲二一二号証はＰＦＲ事故について、「一九八七年二月のＰＦＲ　Ｎ〇２過熱器におけるナトリウム―中漏洩事故は、稼働中の蒸気発生器でのナトリウム・水反応について、テスト装置の結果とは全く違う非常に重要な情報を提供した。」としている。
ＰＦＲはイギリス．における高速増殖炉原型炉であり、電気出力二七・二万キロワットで、もんじゅとほぼ同規模の炉である。蒸気発生器は蒸発器、過熱器、再熱器の３つの機器からなる。いずれも伝熱管の構造はＵ字管型であり、もんじゅよりは極めて単純である。構造を図表六―二―八に示す。
事故は一九八七年二月二七日午前九時四三分四八秒に発生した。炉は突然自動停止し、圧力開放板が破裂し、ナトリウム―・水反応が発生して強い圧力が発生したことは明らかだった。
２　本件訴訟におけるＰＦＲ事故をめぐる原告の主張の要点この蒸気発生器伝熱管破断事故では、一本の瞬時完全破断（ギロチン破断）が、その後わずか八秒間に他の三九本のギロチン級破断に拡大した。原告は、Ｐ１０証人の主尋問とＰ６、Ｐ８証人の反対尋問において、原告ら自らが入手したこの事故の報告書類に基づいて次のような具体的な問題点を指摘してきた。（１）　破断した伝熱管の本数が、如何なる国の設計基準をも
一桁上回っていたこと、
（２）　短時間で多数本に破断が伝播した原因がナトリウム―水反応の発熱による高温ラプチャーであり、高温ラプチャーが現実のプラントで大規模に発生するこ
と．を世界の専門家が十分予想していなかったこと、
（３）　従来の模擬実験が実際の事故を十分模擬していないこと（４）　「もんじゅ」における同様の事故が起こりうること、（５）　その場合の事故の規模、破損が伝播する範囲については再現実験を行う以
外に確認の方法がないこと
を指摘してきた。
（６）　又、同じ事故が蒸発器で起こっていたら、中間熱交換器の設計限界を超え
た可能性があること
（７）　このようなより深刻な事態になっていたことが想定されるため、欧米各国
では従来の設計基準を見直す検討が行われたこと、
（８）　しかし＾日本では、この事故を受けて、設計基準の見直しも、蒸気発生器
細管の破断事故の再現実験も行われていないこと、
を指摘し、ＰＦＲ事故の原因が解明された現在の科学技術の水準に照らして、本件許可処分には明白かつ重大な違法が認められ、また、運転の継続を認めることのできない顕著な危険性があることを主張した。
３　被告らの主張とその変遷
ところが、被告らは、当初ＰＦＲと「もんじゅ」との設計の違いを理由に、「もんじゅ」で同様の事故は起こり得ないとだけ主張し続けてきた（被告動燃準備書面一五、四一～五九頁）。その理由となる設計の違い①内筒の設計②水素計の問題③急速ブローが設置されていなかったとされる点の合計三点を挙げているが、以下に、まず被告らのこの主張に根拠がないことを説明する。なお、その後、被告らの内動燃は対応を転換し、これまで非公開としてきたＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１９試験を引用して、一九八五年の段階で既に高温ラプチャの起きないことを確認していたとする一方で、この事故によって判明した知見を一部とり入れ、安全性総点検を行い、その結果、蒸気発生器細管の細管破断時の安全余裕が小さいことが判明したとして、今後弁の増設などの追加の安全対策を実施するなどとしている。しかし、右試験が高温ラプチャの起きないことを確認したものとはいえないし、その改善策は安全確保のため十分なものではない。このことは次項九項で項を改めて論ずることとする。
４　事故原因と破損伝播の原因
甲イ一八四号証によると昀初の細管破断の原因は、内筒に隙間があるため、ナト
リウム―の
バイパス流が発生し、伝熱管への衝突流が生じたためであるとされている。この事故はわずか一〇秒程度のうちに、破断した細管付近の三九本の伝熱管を破断し、更に七〇本を損傷させるという重大事故に発展した（図表六―二―九　甲イ一二五号証図六、甲イ一九〇号証図一二）。この事故拡大の原因は昀近の調査結果（甲イ一八四号証）８・３及び９（破断メカニズムの解析）によると伝熱管三九本は一〇秒以内に二次破損したもので、この二次破損原因のほとんどは、発熱反応である水ナトリウム―反応による過熱であり、腐食やウェステージは重要でなかったとされるに至っている。すなわち、「破断は、腐食性の損傷に起因する特徴を示していたが、破断のメカニズムは過熱された結果物理的強度を失ったものだった。」とされているのである。
５　事故原因に関する被告の主張に対する反論
まず、被告は内筒隙間からのナトリウム―流れを防止する対策のなかったことを挙げ、同じ原因の事故はもんじゅでは発生しないとしている。しかし、昀初の一本の破断原因が内筒隙間からのナトリウム―バイパス流による伝熱管の振動・摩耗＝フレツティングに起因するものであることは原告も初めから説明しているところであり、このことに関連して「もんじゅ」も同様の設計であるなどと主張しているわけではない。問題は、「もんじゅ」の設計がこの点で異なっているからと言って、それが、「もんじゅ」でギロチン破断は起こり得ないとする理由にはならないことである。先に説明したように、「もんじゅ」の伝熱管にはＰＦＲと違って事故発生の原因となりやすい多数の溶接個所があり、破断発生要因としてはＰＦＲをはるかに凌ぐものがあることは明らかである。軽水炉のケースであるが、一九九一年二月九日に美浜二号の蒸気発生器で発生した細管破断事故の場合でも破断の原因は伝熱管の振動、フレッティングとされており、破断個所の回りの伝熱管も減肉していた。
そして、温度変化によって伸縮する伝熱管束を支持具で支える構造になっている限り、加圧水型軽水炉と同様、高速流体中で振動によりフレッチング（擦れによる減耗）が起こり得ることも自明である。事故の原因となった事象によって破断した細管の回りの細管も損傷していることは十分ありうることであり、そのことからも、ＰＦＲのような配管の大量破断事故が特異なものでないことが裏づけられる
（Ｐ１０四六回七〇な
いし七二頁）。
６　水素計取外しの問題


二番目に、被告はＰＦＲでは事故当時、ナトリウム―中水素計が働いていなかったとして、事故発生に対する早期検知手段の不在を挙げ、もんじゅではこのような事態は避けられるとしている。確かに当初の一九八八年の報告書甲イ一二四ではＰＦＲ事故では水素計は故障していたとされていたが、一九九二年の報告書甲イ二一二　三頁では「本当の事故が発生する確率の低い割には疑似トリップ信号を発する頻度が非常に高い」とされ、取り外されていたとされている。今回原告が開示要請した「海外出張報告書」では、インターロックからもともと外されていた上に、当日は故障していたと総括されている（甲イ四四三　六一ページ）。このような被告の主張に対しては、原告は先に、「もんじゅ」の水素計の応答時間が遅く事故時の早期検知手段として有効性がないことを指摘した。ＰＦＲ事故では、昀初の一本のギロチン破断前の小漏洩の発生した時間が明確でなく、その推定幅は数時間から二、三分と非常に広い。漏洩率も毎秒○・〇一グラムから一グラムまでと不確かさが大きい（甲イ二一二号証、七ページ）。もし、短い時間であったり、あるいは漏洩率が小さかったら、検知時間がさらに遅れることとなる。「もんじゅ」の水素計であっても、六、２で前述したようにギロチン破断にいたる前に漏洩を検知した上で必要な判断と対応をとることは困難である。また、自動的な緊急停止措置も、漏洩率自体ではなく毎秒○・一グラム以上の漏洩率に達した後に、その後の漏洩率の増加を検知して初めて作動する仕組みでは、作動までの時間が遅れ、到底今回のＰＦＲ事故のようなギロチン破断を防止することはできない。被告の主張にはまったく根拠がないのである（甲イ四四四号証　Ｐ１０陳述書）。
７　急速ブローが設置されていなかったとされる問題
Ｐ８証人はＰＦＲ事故は「極めて特異な条件」（Ｐ８一四回五六丁）で発生した事故であり、もんじゅの場合の参考にならないとし、とりわけ、過熱器に急速ブローが設置されていなかったことを強調した。
確かにＰＦＲでは過熱器には急速ブローは設置されていないが、この事故についての公式報告をもとに作成された甲イ二一二号証五頁によると低速ブローによって、この事故の際一〇秒以内に全ての防護動作は完了しているとされている。Ｐ８
証人によれば、もんじゅの急速ブローでも動作開始ま
で約二秒、防護動作を完了するには一〇秒程度かかるとされている（Ｐ８一九回四一、四二丁）。さらに、設計速度より遅れることもありうるのであって、どちらにしても、もんじゅとＰＦＲにこの点において大した差はないということができる。ところが、本件訴訟の昀終段階において、被告は、事故当時のＰＦＲには過熱器に低速ブロー系しか設置されていなかった上に、低速ブローも昀初の一五秒間はほとんど機能していなかったと主張するに至った。この問題は重要であるので、次に項を改めて詳細に論ずることとする。
〈ブロー〉
ブローとは、伝熱管破断後ナトリウム―水反応による影響を緩和するため、蒸気発生器内に残っている水または水蒸気を排出することである。
８　事故が蒸発器で発生していたら
ＰＦＲ事故は過熱器で発生した。過熱器は既に蒸気となっている水をさらに過熱する部分であるが、同じような破断事故が、もし蒸発器で発生した場合、液体状の水がナトリウム―中に噴出することとなるので、より大きな規模の水ナトリウム―反応が発生することとなる。Ｐ９証人はＰＦＲの中間熱交換器を取り替えた事実はないなどという（Ｐ９二六回一〇丁）が、前記報告書（甲イ一八四）１１．０の結論によると、この事故においても設計圧力一二バールぎりぎりの一〇・五バールまで圧力がかかったとされており、蒸発器の事故の場合には、設計圧力を超える事態は十分ありえたことを調査結果自体が認めている（報告書１０．０、Ｐ１０四六回八四ないし八六頁）。
被告動燃の「海外出張報告書」においては、イギリス側の説明として、「ＩＨＸ（中間熱交換器）の事故時の圧力条件を種々のケースで検討したが、ＩＨＸの設計圧力を上回る圧力は今回の事故ではかかっていない。但し、蒸発器で同様なリークが発生すると問題。特にＥＶ（蒸発器）の水・蒸気しゃ断用のパイロット弁の故障はコモンモード故障で隔離失敗の可能性あり。」と指摘されている（甲イ四四三　四五ページ）。この指摘は、事故が蒸発器で発生していた場合、設計圧力を超えた可能性があること、遮断弁が故障した場合には隔離に失敗し、さらに事故が大規模に拡大する可能性があることを示している。
設計圧力を超えるということは機器の基本的な健全性が失われる可能性があるということであり、本件の場合でいえば、中間熱交換器が破壊され、大量の水素が一
次系に流入して「気泡通過事故」
（暴走事故）を起こすか、あるいは一次系の大量の放射能を含んだナトリウム―が二次系に流入し、更に環境中に放出される可能性があることを示している。九　高温ラプチャによる伝熱管大量破断は防ぐことができない。―隠されていた動燃高温ラプチャ実験とｐＦＲ事故が示すこと―
１　ＰＦＲ事故の安全上の位置付けとその変化
高温環境による破損伝播については、同事故の報告書（甲イ一八四）が述べているように、「この現象はどのＦＢＲにも共通する重要性を持っている。ＰＦＲの事故解析はこれを考慮して修正された。」（１１．０）とされている。イギリスでは現実に事故を再現する実験が行われ、解析もやり直されているのである。被告動燃は本件訴訟においてＰ１０証人から具体的な事故のレポートを示されるまでこの事故を踏まえた設計の再検討結果などは一切公表してこなかった。Ｐ８証人は、被告国＝科学技術庁・被告動燃の姿勢を代弁して、ＰＦＲ事故は「特異な条件」と片付けて、このように極めて重大な事故から何も学ぼうとしない姿勢をあらわにしていたのである。
ところが、その後被告動燃はこの問題についての対応の軌道修正を図ったものと考えられ、一定の検討結果なるものを原告申請のＰ１０証人の二回目の尋問も終了した後の一九九八年六月になって裁判所に提出し、右書証に基づく新たな主張を含む準備書面一五を提出してきた（乙イ四三、四四号証）。この中にはＳＷＡＴ―３ＲＵＮ１６　１９の両実験が含まれていた。
２　隠されていた動燃高温ラプチャ実験


Ｐ８証人は証言で「今のような状況で、ナトリウム―・水反応の反応熱によって隣接する伝熱管が過熱されましても、その内部に有する蒸気などで内側から冷却されまして、その冷却効果によりまして、伝熱管の強度がそれほど低下することがないので、いわゆる高温ラプチャのような現象は起こらないということを確認しております。」と証言していた。同証人がここで述べている「申請者側の実験」は動燃の実施したＳＷＡＴ―３のことであることも認めていたが、これ以上のことは明らかにされず、いつ行われたＲＵＮの何番の実験であるかも明らかにされなかった（Ｐ８一四回五八丁）。
この証言の段階では、ＳＷＡＴ―３の試験は甲イ二八八号証一七八頁図では、ＲＵＮ６まで、甲イ三〇二号証ではＲＵＮ７までがその存在と簡易なデータが公表さ
れていたにとどまり、被告動燃が高
温ラプチャ実験を行っていたこと、そのＲＵＮが１６と１９であることは公開されていなかった。
甲イ四四三号証によればＲＵＮ１６　１９の実験条件は図表六―二―一〇の通りである。
３　ＲＵＮ１６試験の再現としてのＰＦＲ事故
一九八一年の被告動燃の実験ＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１６ではもんじゅの蒸発器上部の定格出力時の条件が模擬された。この実験では、伝熱管合計二五本の高温ラプチャによる大量破断が発生した。正確には、ガス加圧管二四本（同一ヘッダ“につながれているので二四本で全数破断と同じこと）、注水管一本の合計二五本が破損するという大破損事故に発展したのである。
ＲＵＮ１６の試験条件は一次リーク平均注水率二二〇〇グラム／秒、注水時間は六〇秒、注水量は二二八キログラムとなっている。
この試験は結果を比較するなら、ＰＦＲ事故に酷似している。むしろ、ＰＦＲ事故はこの試験の再現だったとも言える。しかし、被告動燃はこの驚くべき試験結果から高温ラプチャの問題に正面から取り組もうとするのではなく、試験結果を秘密にしつつ、大幅に条件を切り下げた実験を行い、高温ラプチャはもんじゅでは起きないことを確認したとしてこの問題についての検討を打ちきろうとしたのである。
４　保守的といえないＲＵＮ１９試験条件
（１）　条件が大幅に切り下げられている。
被告動燃が準備書面（一五）において金科玉条のように引用するＳＷＡＴ―３ＲＵＮ１９実験は、ＲＵＮ１６実験の結果に驚樗した被告動燃が内部的な辻棲を合わせるために、各種実験条件を大幅に条件を切り下げて実施したものであり、到底保守的な条件を設定したものとは言えないものであった。このことは甲イ四四三号証　三四八ページに次のように記載されていることからも明確に裏付けられる。
ＲＵＮ１９の試験を行った動機として、
「この試験の結果、蒸気管の一本とガス加圧管の大部分に高温ラプチャ型破損が発生した。上記結果は、「もんじゅ」の設計基準リーク選定の視点からも重大な問題であるが、伝熱管が静止した蒸気又はガスであり、実機条件での水・蒸気による冷却効果が含まれていないため、過度に保守的であった可能性がある。」「過度の保守性を排し、」と説明されている。
この記述だけを見ると、ＲＵＮ１９は１６と水蒸気の冷却効果の点だけを比較するために、その条件だけを変更してなされたものとも考えられる。しかし、実際には他の条件も大幅に切り下げられている。ＲＵＮ１６の試験条件は一次リーク平均注水率はＲＵＮ１６が二二〇〇グラム／秒に対してＲＵＮ１９は一八五〇グラム／秒注水時間はＲＵＮ１６が六〇秒に対してＲＵＮ１９は三二秒、注水量はＲＵＮ１６が二二八キログラムに対してＲＵＮ１９は六一キログラムとなっている。このように伝熱管の冷却条件だけでなく、極めて重大な条件が「過度の保守性を排」するとの名目で切り下げられているのである。にもかかわらず、この実験でも、一六本の加圧管については高温ラプチャが五本について発生しているのである。むしろ、この規模の漏洩における高温ラプチャの危険性を示すものとも評価できる実験結果である。
（２）　必ず伝熱管内に水流動を想定することはできない伝熱管破損事象において必ず、伝熱管内に水・蒸気の流動を想定することは保守的な想定とは言えない。伝熱管破損事象の際にはごく短時間の内に、ブローと隔離という二つの操作が行われる。ブローが先行し、その完了後に隔離がなされれば被告動燃の想定通りとなる。しかし、ブローに失敗したり、失敗しなくても、隔離が先行した場合には伝熱管内に水・蒸気流動のない状態での伝熱管破損が現実化することとなる。
（３）　多重故障を想定すべきである
このように、伝熱管破損とブローの失敗や伝熱管破損と隔離の失敗という二つ以上の事象の同時発生という故障を想定すれば伝熱管の高温ラプチャによる大量破断は必至と言わなければならないのである。
美浜原発における蒸気発生器破断事故の際には、伝熱管の破断と加圧器の逃し弁の不作動という二つの事象の同時発生という多重故障が現実に発生している。もんじゅの場合はこのような事態は文字通り破滅的な事態の始まりとなるであろう。また、甲イ四四三号証にも「特にＥＶ（蒸発器）の水・蒸気しゃ断用のパイロット弁の故障はコモンモード故障で隔離失敗の可能性あり。」と指摘されている（四五ページ）。共通モード故障も現実的な可能性として考えなければならない。
５　急速ブローが設備されていれば安全とは言えない
（１）　被告主張を覆す被告動燃海外出張報告書
被告動燃はＰＦＲ事故がこのような重大事故に発展した理由を急速ブローが設置されていなかったことに求め、もし、これが設置されてさえいれば、事故がこのような重大な結果につながることはないと主張してきた。しかし、甲イ四四三号証はこのような主張が成り立たないことを被告動燃鵬自らの調査結果によって裏付けている。
（２）　イギリスＰＦＲの過熱器に設置されていなかったとされた急速ブローはもともとは設備されており、有効でないという理由で外されていたことまず第一に指摘できることは、ＰＦＲにおいてももともとは急速ブローが設置されていたと言うことである。甲イ四四三号証によると


「ＳＨ（過熱器）にＦａｓｔダンプ系を設けていない理由は？」という日本側の問いに、「ＳＨのＦａｓｔダンプ弁は元々は設置されていたが、有効でないという理由で取り外した。このため、ＳＨ２のリーク事故時にはＳＨにはＦａｓｔダンプ弁は設置されていなかった。ＳＨ２の事故後、再びＦａｓｔダンプ弁を設置した。」と答えている（二三ページ）。
「ＳＨ（過熱器）にｆａｓｔ　ｄｕｍＰは設置したのか。」という日本側の問いにも「設置した。もともとは設置されていたものである。」との答がなされている（四七ページ）。
過熱器の急速ブローは元々は設備されていたという事実は極めて重大な事実であるにもかかわらず、被告動燃の乙イ四三、四四号証ではこのような事実は完全に隠されている。更に、重大な指摘は次の点である。
（３）　仮に急速ブローが設備されていても、事故の結果は大きくは異ならなかっ
たと推定されていること、
前項の二三ページの問答に続いて「Ｆａｓｔダンプ系があったら、事故は早く終わったと考えるか。」という決定的な問いに対して、イギリス側は「ＹＥＳ、但し、破損孔からのリーク量が大きいので、効果は大きくないかも知れない。」と回答している。急速ブローがあったとしても、有効性には疑問があり、「効果は大きくない」とされていることは極めて重大である。被告動燃が「ＰＦＲには急速ブローがなかったから伝熱管の大量破断の結果となった。」「急速ブローのあるもんじゅは絶対高温ラプチャは起きない」と言っていたことが、単なる机上の計算にすぎず、実証性のないものであることを被告動燃作成の出張報告自体が示している。（４）　ＰＦＲ事故でブローに時間を要したという被告動燃の主張について被告動燃はＰＦＲ事故で大量の伝熱管の高温ラプチャが発生したのは過熱器に急速ブローが設置されておらず、ブローに時間を要したためであると主張し、過熱器に急速ブローが設備されているもんじゅではこのような事故は発生しないとしてきた。この主張は、甲イ二一二号証の記述と全く矛盾するものであった。甲イ二一二号証五ページによると、「自動的な防護動作は、わずか一〇秒の間で有効に完了した。プラントの防護システムは期待通り機能した。」と書かれている。甲イ二一二号証は英国原子力学会誌であり、英国の原子力界では昀も権威のある学術誌である。これに対し被告は、準備書面一五の五一ページにおいて、「事故後一一秒後に圧力が○・七気圧に低下したのは」「伝熱管の破損口を通じて、蒸気系の蒸気がナトリウム―系に流入した結果にすぎないと解さざるを得ない」．と何の根拠もなく勝手に解釈しなおして、甲イ二一二号証の上記結果を事実上否定した。一方、被告の主張を裏付けるものとして、被告から提出されたのは一技術者の個人的メモだけであった（乙イ第四四号証）。ＰＦＲ事故は大事故であるから、当然、公式の事故調査報告書は存在すると考えられる。事故経過の事実関係はそもそも調査の出発点であり、その中でもブローの作動経過は昀も基本的な事項であるから、公式報告書に作動記録が必ず記述されているはずである。被告は事故調査報告書を入手できる立場にあるから、必要ならばそれ自体を引用すれば済むはずである。それをやらずに、一技術者の個人的メモを根拠に議論する被告動燃の態度は奇異なものと言わなければならない。
（５）　なぜ、技術者の個人的メモが提出されたのか。このような被告動燃の態度の謎は、原告が求めた甲イ四四三号証の開示によって解けた。原告は本件事故に関する被告動燃Ｐ１８ほか作成のレポート「海外出張報告書ＡＧＴ８＼日本ナトリウム―水反応専門家会議」の開示を国会議員を通じて九八年一一月に求めた。ところが、被告動燃はイギリス側の企業秘密に関連するという理由で、九九年二月二六日までにはその公表に応じなかった。甲イ四四三号証として提出したこの報告書には確かに、ブローについて「作動開始まで三〇秒かかる。」（一七、二三ページ）という記載が見られる。被告動燃は乙イ四四号証添付の技術者の個人的なメモなどでなく、この報告書を出せば、この点の証明は可能だったはずである。被告動燃が既に存在していた甲イ四四三号証を法廷に提出せず、新たに手紙を書いて、既に閉鎖されたＰＦＲに勤務していた技術者からその返事をもらうという迂遠なやり方を行った理由は明らかである。甲イ四
四三号証には他にこの準備書
面で触れたように、これまでの被告動燃の主張に真っ向から反する重大な指摘が含まれていたからである。
（６）　急速ブローがあれば大破断にいたらなかったという証明はされていない。急速ブローが有効であることを裏付ける実験データは存在していない。もんじゅに設備されている急速ブローの有効性に関する機器の設備データや実験結果は小リークおよび小中境界の二ケースだけである。文字通り、ないよりはましかもしれないが、「効果は大きくない」かもしれないのである。
ＰＦＲ事故については、一般に研究者が入手できる実記録に乏しく事実関係自体にも推定が多い。上記技術者のメモもほとんどが推定によるものである。特に、重要なブローの動作に関して、「実際には、これらの弁を通ってある程度の蒸気の減圧はあったかも知れませんが、弁が開き始めたという直接の証拠はありません。」と述べ、ブローの動作についてはデータ自身が存在しないことを伝えている。したがって、漏洩中ブローがまったく行われなかったというのは、事実を述べたのではなく、保守的な計算をするために選んだ入力条件に過ぎなかったことも明らかにしている。
結局、ここで判明することは、被告動燃の「低速ブローが一五秒ほとんど機能しなかった」という説明は海外出張の際の聞き取り結果以外には実データの裏付けもなく、公式の報告に基づくものでもないということ、そしてＰＦＲ事故の解析に当たったイギリスの技術者は「保守的な」仮定としてブロー系が働かなかったという解析条件をとっただけとも考えられるということである。いずれにせよ、急速ブローがあれば大破断事故にいたらなかったという被告動燃の主張は何の裏付けもなく、むしろ、ＰＦＲ関係者はこのような被告動燃の見解に同意しなかったことがはっきりした。
４　水流動があっても安全とは言えないことを示すドイツ・インターアトム社実験ドイツでの実験では、管内で水の流動があるケースでも高温ラプチャが発生しており、水の流動があれば高温ラプチャは起こり得ないと言う被告動燃の主張に反する結果が出ている。すなわち、甲イ四四三号証によれば西ドイツ（当時）のべンス
ベルグのインターアトム社の訪問時の説明として、
「中リークのナトリウム―水反応試験に関して、「注目すべき試験結果は管内に水流動がある場合でも高温ラプチャが発生していると言っている点である。」「水
リーク率が八○グ


ラム／秒以上になると高温ラプチャを引き起こす。」（六五ページ）とされている。この試験結果の図表までが資料として添付されている。これを図表六―二―一一として示す。このような試験結果は水流動があれば高温ラプチャは起きないとする被告動燃の主張を完全に否定するものである。また、今後、被告動燃は蒸気発生器の水リーク試験の試験装置の新設を準備しているとされている。このこともこの現象が未だ未解明なものであることを裏づけているのである（甲イ三八四　八六頁）。
５　繊密な事故の再現実験こそが不可欠である
被告準備書面一五は、事故中の蒸気発生器内の挙動を確認するための「解析」を行っている。しかし、それらはすべて計算によるものであり、極めて窓意的なものである。新たな実験はなされておらず、実証性がない。被告動燃が「もんじゅ」事故の後に実施したと同じように、再現実験を行うべきである。計算というのは、同じコードと入力データを使い、費用も含めて対等に実施できる条件がなければ客観性を保証できるものではなく、対立する者間のやりとりも成立しないのである。また、再現実験してみなければ重要な事実を見逃す可能性があることは、「もんじゅ」事故の再現実験で得られた昀も重要な教訓である。
一〇　設計基準事故の見直しの動きと今後
高速増殖炉開発は今や世界的には過去の出来事となりつつあるが、昀後に蒸気発生器に関する設計基準事故に関して、生じていた動向を紹介し、もんじゅにおける設計基準事故の想定の見直しが必至のものであり、これが行われなければ炉の安全性を確認することはできないことを明らかにしておきたい。
１　アメリカの新型高速炉について
アメリカはもんじゅなどのヨーロッパのタイプと違うプリズム炉の設計概念の研究開発をしていた。このような原子炉も計画だけで、既に放棄されているが、少なくとも設計中の同炉について、ＮＲＣ原子力規制委員会はその安全評価に四〇本以上の破断を想定する見解を示していた（甲イ六三号証、ＮＵＲＥＧ―一三六八）。
２　ヨーロッパ高速炉ＥＦＲについて
既にヨーロッパ高速炉の開発は停止している。しかし「設計の終盤の段階で、設計基準事故については甲イ一八二の二のいわゆるラベリー報告三一頁に見直しの議論がなされていることが紹介されていた。
３　軽水炉でも設計基準事故見直し
昀近、海外では軽水炉の蒸気発生器細管の破断事故
について設計基準事故の見直しが進んでいる。もんじゅの事故想定が不十分なことは、軽水炉の事故評価が昀近になってより厳しい方向で見直されていることからも裏付けられる（原子力安全委員会「平成三年版原子力安全白書」甲イ一一五号証一六七ないし一六九ページ）。
①　アメリカ
原子力規制委員会は報告書ＮＵＲＥＧ―Ｏ八四四で蒸気発生器伝熱管破損のリスク評価と伝熱管の健全性の問題を取り上げている。この中で、設計基準事象としての再評価に関しては複数本の破断、主蒸気管の破断事象との組合せなども含め、ＮＲＣの今後の継続検討課題とすることとなっている。
②　フランス
二本破断を状態四（一万炉年から一〇〇万炉年に一回程度の発生頻度の事象）として想定している。
③　ドイツ
「主蒸気管破断と蒸気発生器伝熱管破損」「蒸気発生器伝熱管破損と主蒸気安全弁開固着」の複合事象の解析が行われている。
４　ＰＦＲ事故と被告動燃の隠されていたＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１６　１９実験か
ら導かれる結論
まとめとして、これまでに明らかになったことは、
①　ＰＦＲ事故伝熱管三九本の破断、七〇本の損傷、動燃が一九八一年に実施したＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１６は伝熱管二五本の破断をもたらした。いずれも設計基準を大きく上回る事故であり、ＰＦＲ事故は動燃の実験の再現とも言えるものであった。この大量破断のメカニズムは高温ラプチャを原因とするものであった。破断の事故伝播に関してこれまでの安全審査の前提となってきた現象把握自体が誤っていたといえる。
②　被告動燃はＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１９の実験で水流動のある伝熱管に高温ラプチャは発生しなかったことを唯一の根拠としてもんじゅでは高温ラプチャは起きないとしている。しかし、この実験の条件は保守的なものといえないし、この実験でも加圧管の五本については高温ラプチャが発生しているのである。③　急速ブローが設備されていれば安全であることは証明されていない。被告動燃の調査によっても、ＰＦＲでは、急速ブローは有効でないとして取り外されていた。又、仮に設備されていたとしても効果は大きくないとされていた。④　再現実験をやり、推定された事実関係、事故推移を検証すべきである。推定された条件による計算だけの現状では、事故とその影響の解明は不可能である。⑤　このような再現実験に基づいて設計基準事故を設定し直す作業が不可欠である。
⑥　高温ラ
プチャーによる伝熱管大量破断事故の発生の危険性は極めて高い。にもかかわらず、この点に関して国の安全審査は全く行われていない。⑦　もんじゅ蒸気発生器には看過しがたい安全上の重大な欠陥があり、又、このことが全く国の安全審査で審査されていないことが明白となった。もんじゅ設置許可には重大かつ明白な違法があり、もんじゅの運転は差し止められなければならない。
第三　地震による事故発生の危険性
一　地震に弱い「もんじゅ」


本件原子炉は、冷却材にナトリウム―を使用している。ナトリウム―は、比熱が軽水の約三分の一であり、熱伝導率は軽水の約一〇〇倍と大きく、熱伝達率も大きい。一方「もんじゅ」の機器・配管はステンレス・スティールで作られており、金属の中でも特に熱膨張が大きい。そのため管の厚み方向の熱応力は、特に原発の起動や停止のように温度変化が早いときに問題となり、緊急停止のように急激な温度変化があるときに、配管や機器の材料にはそれらの内外に生じる急激な温度勾配によって、熱衝撃と言われる瞬時の大きな力が加わる。この熱衝撃を緩和するためには、材料の肉厚を薄くしなければならない。例えば「もんじゅ」の配管の直径は、加圧水型原発より一〇センチも太いのに、加圧水型原発の配管の厚さが七センチであるのに対し、「もんじゅ」においては、わずか一センチほどしかない。「もんじゅ」設計者からすれば、このように熱に対する強さと地震に対する強さとを双方兼ね備えさせなければならないが、相反する要求となってしまっていて、結局、地震に対する強さをぎりぎりまで犠牲にして、熱に対する強さを優先せざるをえなかったのである（甲イ一九九号証一八四ページ以下、図）。この点は、設計者の側も認めているところであり、甲ハ四六号証の日本原子力産業会議の「原子動力研究会年会報告書」（Ⅶ―２６）で、石川島播磨重工業の杉浦光は次のとおり述べている。
「ＦＢＲでは圧力が低いため、容器、管は、耐震設計が支配的になるが、板厚を増すあるいは耐震支持点を増加させるためには、高温であるため熱応力設計から制約が生じ、耐震設計と高温構造設計での昀適化が重要となる。ＦＢＲは軽水炉に比較して建設コストが高いが、日本では特に耐震設計の影響が大きいとされている。」
耐震設計と高温構造設計との昀適化というのは、要するに、双方の要請が相反す
るため、その間でどのように妥協をはか
るかということであり、高温構造設計のために、耐震設計はある程度犠牲にせざるをえないことになるのである。
ところで、昀近になってようやく公開された設計及び工事の方法についての認可申請書には、具体的な構造設計の内容が記載されているが、その数値のほとんどが隠されて空白となっている。これほどまでに空白にしておかなければならない理由は、考え難く、右のとおり、熱応力設計上の要請と耐震設計上の要請との間の妥協の産物であるからこそ、判定の微妙なものも混じっていて開示できない可能性がある。この事実もまた、「もんじゅ」設計が、かろうじて合格したに過ぎないものであることを示すものとなっている。
二　「要注意断層」（ブロック境界断層）
１　古い考え方に立つ国の審査
歴史地震を重視する国の審査が、現在の地震に対する考え方に合致していないことはすでに述べた。そもそも、国はプレートテクトニクスを前提にしているかどうかも疑わしい。すでにプレートテクトニクスは、高校の教科書にも掲載されるほどの確立された常識となっている（甲ハ六九号証）。この考え方に立てば、第四紀後半、日本は同じように太平洋プレート、ユーラシアプレート、北米プレート、フィリピン海プレートによる応力場に置かれ、同じ断層運動が繰り返し生起してきたことが導かれる。活断層は、それぞれ活動性が異なるにしても、現在もみな活動している。それが、年平均変位量という概念に良く表わされている。この年平均変位量という概念は、断層がわずかずつ年々歪みを蓄積していっているということを前提としている。
この考え方に立てば、まずもって注意を要する断層は、松田時彦の言う要注意断層の考え方からすると、危険度が○・五を超える断層や空白域ということになる。しかし、指針には、このような空白域を考慮するという記述は一切登場しないし、もちろん、危険度等という概念も登場しない。
２　空白域
ブロック境界の断層については、部分的にすでに破壊された区間（破壊域）と長期間地震が発生していない区間（空白域）とを認めることができる。これを描いた図が甲ハ六七号証一九八ページの図であるが、本件敷地付近には、敦賀湾―伊勢湾構造線にＤとＥの二つの空白域が、花折―金剛断層線にＦの空白域が認められる。このうちＤは甲楽城断層の北部であり、Ｅは柳ヶ瀬断層、Ｆは木の芽（敦賀）断層と花折断層である。
（一）　甲楽城断
層の北部は、これまでそれに対応する歴史地震が認められていないので、右甲ハ六七号証では一〇〇〇年を経過時間とみなしている。しかし、この経過時間が正しい保証はなく、もはや十分に歪が蓄積されている可能性は否定できない。しかも、一九六三年に甲楽城断層の南側部分が、マグニチュード六・九の地震を起こしており、松田時彦の言う「断層の一部分が活動したときの残余の部分」でもあるから、この部分が活動する可能性は、相当にあると見るべきである。また、一九六三年の地震のマグニチュードは六・九であるから、それほどエネルギーの解放は進んでいないと見るべきであり、北部が動いたときに動く範囲は、もう少し広範囲である可能性も大きい。
なお、甲ハ六七号証では、二〇三ページで起こりうる地震のマグニチュードは七・二と記載されているのに、一九九ページでは＋七・三とされている。これは、十分に歪が蓄積されたら七・三であるが、経過時間を一〇〇〇年とすれば七・二であるということを意味する。だから、仮に経過時間が一〇〇〇年ではなくもっと長かったとすれば、必然的にマグニチュードは七・三となる。この断層の南端が本件敷地の直近であるが、そこまでの距離は約一二・五キロメートル程度（仮に「震央」とすると一五キロメートル程度）となる。（二）　Ｅの柳ケ瀬断層は、空白期間六七〇年とされている。しかし、？マークの付された一三二五年の地震は、マグニチュード六・七とされる地震であり（乙イ六号証　六―五―二四の六の地震）、本来想定される七・三の地震の八分の一しかエネルギーが解放されていない。すると、この部分も、かなり歪が蓄積されている可能性がある。
この断層についても、その南部で一九〇九年に姉川地震が起きており、同様、同一断層の残余部分とも言えるから、その点からしても要注意断層と言うことができる。
この断層の北端（椿坂峠と金折は見ている様子である）が本件敷地の直近であるが、そこまでの距離は、約二〇キロメートル程度と見ることができる。（三）　花折断層と敦賀断層は、空白期間三三三年とされている。しかし「そもそも松田時彦の言う危険度Ｐの妥当性には、疑問が呈せられており、空白期間が比較的短いからと言って予断は許さない。いずれにせよ、甲ハ六七号証では、ここも空白域の一つとして上げているから、やはり危険性はあると見るべきである。
甲ハ六七号証二〇〇ペー


ジには、「要注意断層への疑問」が記載されている。また、甲ハ六八号証五五ページ（二段目）にも、「こうなれば『同じ規模の地震が同じ規模で繰り返す』との固有地震説には疑問が出てくる」とされ、「次の地震の規模をもっと狭い範囲に特定することは難しいのが実情だ」として、「活断層があるというだけで黄色の信号がともっていると考えるべきだ」との松田時彦と藤田和夫の言葉を引用している（同三段目）。まだ歪の充填には時間がかかるようにみえても、実際にはいつ地震が発生するかは分からないのである。
この部分の北端が本件敷地の直近であり、距離は約一八キロメートル程度であり、本来想定される地震のマグニチュードは七・五とされている。
三　断層不連続論争の終焉
―不連続の活断層も同時に動く―
動燃は、甲楽城断層と柳ヶ瀬断層と、その中間に存在する山中断層とを一つの断層系としてみるべきだとする原告らの主張に対して、これらの間に連続する破砕帯が認められない、両断層は各々異なる傾斜を示している等の理由を挙げて、これらを一つの断層系としてみようとはおらず、国もまた動燃のこの主張をそのまま受け継いで主張する。
これらの断層が、連続していることは、Ｐ４証人が正しく指摘するところであり（Ｐ４証人三五回五二丁以下）、柳ヶ瀬断層自体、南部は横ずれの成分が卓越していても北部では縦ずれの成分が卓越している等、動燃の言い分は採用しがたいものであった。なお、これら断層は同じ敦賀湾―伊勢湾構造線の一部であり、一九六三年の越前岬沖地震は、甲ハ六七号証の前記空白域・破壊域の図では、双方の断層にまたがるものとして活動があったとされている。
ところで、実は、この議論は、現在ではもはやほとんど意味のないものとなってしまっている。すなわち、現実に起きた兵庫県南部地震では、三つの断層が次々と動いたが、甲ハ六五号証五一ページにあるように、昀初①の断層が動き、それが②、③の断層に飛び火して、三つの断層が動いたのである。このうち、①の断層は横ずれ型断層であったが、ここから飛び火した②の断層は逆断層型の断層であった。実際、同五〇ページの図にも、①と②の断層は、離れて記載されており、単に①の近傍にあった②の断層が、①の断層の運動の影響を受けて動き始めたことが分かるのである。
こうして、型が違って連続していない複数の断層も、飛び火して同時に動くこと
がありうるこ
とが、事実をもって明確に証明されてしまった。もはや、断層が「連続しているかいないか」ということを議論する意味はなくなってしまったと言って良い。ともかく近くにあれば、複数の断層は次々と動いてしまうことがありうるのである。乙ハ一六号証の松田時彦論文も、問題は地殻に蓄えられた歪エネルギの歪領域の大小であるとする（二七〇ページ）。松田は、断層系が、一つの歪領域を形成してさえいれば良いと考えているのであり、二七三ページの図は、雁行しているわけでもない、連続していなさそうにも見える複数の断層が、一つの領域の中に描かれている。断層が連続しているか否かよりも歪領域の問題に帰着してしまっているのである。
四　地震地体構造から想定される地震は、より敷地近傍に想定しなければならない指針は、耐震設計の方法として、当該地域の地震地体構造から、昀大の地震を想定する方法を採用している。
具体的には、この地域における地震の規模の上限をマグニチュード七・八であるとし、この規模の地震を起こしうる長さの断層が六〇キロメートルの断層であることを考えて、相当する断層として花折断層を選定して、ここで発生するとしている。ところで、前記のとおり、仮に花折断層の位置で起こるとしても、敦賀断層とともに断層が動くと見るべきであり、そうなると震央距離としても、六〇キロメートルとは行かなくなってしまい、約五〇キロメートル程度ということになる。更には、前記のとおり、甲楽城断層と山中断層、柳ヶ瀬断層とは一体のものであるから、どこかの部分で発生した地震は、仮にこれらの断層が連続していなかったとしても、次々飛び火して次々伝播する。すると、地震地体構造を考えると、これらの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このマグニチュード七・八の地震を考えることになるはずである。申請書で記載している限界地震中、もっとも敷地に影響を与える地震は、甲楽城断層で起こりうるとされるマグニチュード七・○の地震である。これを○．八上回った（地震のエネルギーでは一六倍ほど大きな地震となる）マグニチュードの地震であれば、敷地に極めて深刻な影響を与えることが確実であり、同じ断層で七・○の地震が起こりえるとして設計した「もんじゅ」は、到底健全性を保ちえない。
五　ブロック内の考慮されるべき危険な活断層
甲ハ六七号証（二〇五ページ一三行目以下）に
よれば、「ブロック境界では、空白域が来るべき地震で破壊する可能性の高い区域であるとみなし、地震危険度を見積もってきた。ところが、ブロック内ではブロック境界と同じ方法で地震の起きる危険度の高い領域を検出するとができない。」とされる。また、同二〇六ページには、「従来の考えでは活動間隔が、Ａ級活断層一〇〇〇年、Ｃ級一〇〇〇〇年、Ｂ級がその中間の値をとるとみなされてきた」が、そのような関係は同ページの表からは読み取れないとし、「危険とみなされる活断層の範囲は、・・・一万年を考えればすべての活断層が評価の対象となろう」（同二〇七ページ下から六行目以下）としている。
こうして、実は、本件敷地周辺の断層は、すべてが要注意ということになり、耐震設計審査指針の考えを考慮するなら、すべてが設計用昀強地震とならなければならなくなるのである。
そこで、本件敷地周辺で、ブロック境界ではない、危険な断層について見ることとする。
１　白木―丹生リニアメント＋Ｓ―１５～１７


（一）　まず、本件敷地の沖合に海底音波探査で存在の確認されたＳ―１５～１７の断層がある。これらの断層の活動性は明らかではないが、すでに相当期間活動がなく、歪は一〇〇％近く蓄積されている可能性がある。Ｓ―１５と１７とは伏在断層とされていて、かなり長期間活動をしていないことが明らかであり、極めて危険な断層と言うことができるであろう（甲ハ六九号証）。次に白木―丹生リニアメントは、「日本の活断層」で活断層の疑いのあるリニアメントと記載されているものである。このリニアメントは、その延長上に海底断層Ｓ―１５～１７があって、これと走行方向が調和的であることからしても、活断層の疑いは相当程度あるものと思われる。このリニアメントとＳ１５～１７との連続性はその相互の位置関係からあるものと思われるが、すでに述べたとおり、どちらにしても、断層が近傍に連続しうる形態で存在していたなら、実際に連続しているか否かは無関係に、一方が活動したとき、その影響を受けて同時に活動する可能性がある。実際の断層は、地表地震断層の前後の地中に更に続いており地表の断層は、その氷山の一角でしかないことは、今回の兵庫県南部地震によっても実証されている。すると、白木―丹生リニアメントとＳ―１５～１７とは一つの断層であるか、少なくとも地下では相当部分がオーバーラップしている可能性が高い。だから、これらの断層およびリニアメントは一つの断層系として考える必要は確実にある。
（二）　ところで、動燃は、このリニアメントが、「日本の活断層」で確実度Ⅲとされていて、この確実度Ⅲというのは、「活断層の疑いがある」というに過ぎず、活断層ではない可能性が大ということを意味すると主張しており、申請書にも確実度Ⅲであると記載されているので、国も同様の立場を取っていると思われる。そこで、以下、この点を検討する。
確かに確実度がⅢであれば、「活断層の疑いがある」という程度にとどまることは「日本の活断層」記載のとおりである。しかし、「疑いがある」という程度であれば、耐震設計の基礎にする必要がないというわけには行かない。原発、特に高速増殖炉は、多量の放射能、とりわけ危険なプルトニウムを多量に内蔵しており、しかも高速増殖炉は、熱応力設計が必要なため地震に弱い構造とならざるをえない宿命にある。だから、疑いがあったら、それだけでその想定される活断層に対する備えを十分にしておかなければならない。そうでなければ疑いが現実化したときに、取り返しのつかないことになってしまう。これは、事故の発生確率に対するのと同様の考え方である。例えば確実度Ⅲの一〇個の活断層のうち一でも、活断層であるならば、そのような危険な賭けはするわけには行かないのである。もっとも、確実度Ⅱの断層が、「活断層と推定されるもの」とされていることと対比すれば、確実度Ⅱのものは活断層である可能性が五〇％以上のもの、確実度Ⅲのリニアメントは、活断層である可能性が五〇％以下のものと見るべきであるから、決してそれほど可能性が小さいというわけではない。
だから、確実度がⅢであることのみで良しとされて、それ以上の検討なく「もんじゅ」設置が許されてはならないのである。これを別の角度でみるなら、要するに原告側は、当該リニアメントは断層の疑いがあるという程度に立証すれば足り、疑いがあることを立証できれば、あとは被告側で断層ではないことを立証しなければならないということになる。立証責任は、疑いの程度までは原告側に、その後は被告側が負う。
ところが、動燃は、どうやら確実度Ⅲと言えば、それで足りると思っているようである。ここでも、動燃は、可能性が五〇％以下のものは耐震設計で考慮する必要がないと言っているのである。前述の松田式、金井式についても、同様に、この式で算出される値より大きくなる、全体の半数の実測値は考慮しなくて良いと、動燃も国も考えているのであるが、動燃も国も、半数に満たないデータは無視をするという基本的立場を、ここでも堅持しようとしているのである。しかし、動燃も、これだけではさすがに相当ではないと考えたのか、更に「このリニアメントの周辺地域を詳細に踏査し、確認できる露頭はすべて調査した結果、この地域の花崗岩は、小規模な粘土化帯がいくつか認められるものの、リニアメントに沿った連続する断層は認められない。また、この粘土化帯を不整合に被覆する下末吉層相当層に対比される被覆層には変位が認められない」と申請書に記載している。
ところで、周辺地域の露頭は、甲ハ一二号証添付の図面のように存在する。この白木峠の道に沿ったところに露頭がところどころ散在しているのである（図面で斜線の付されている道沿いの崖状部分）。だから、この道から離れたところに露頭があるわけではなく、詳細に踏査したと言っても、道沿いの露頭を見たというだけなのである。
これら露頭は、甲ハ一二号証の写真に撮影されているが、①の写真の段になっている上の崖の部分の粘土化帯を②と③とで撮影してある。これらは、その状態からして北東―南西方向に走る粘土化帯であり、それがどこまで続いているかは、確認することができない。甲ハ一三号証には、粘土化帯が北東―南西方向に走行して何本も描かれているが、露頭部分から推定したものであって、これらの表層土壌をはがして確認したというものではありえない。そのような作業を行なったという主張も証拠もないし、そもそもそうした調査を行なった形跡は、写真からも全く見られない。要するに、動燃の行なった現場での地質踏査なるものは、いつでも確認することのできるいくつかの道沿いの露頭を見たというだけなのであって、それでリニアメントを断層ではないと断定しようと言うのである。何と大胆不敵な発想であることか。それだけの作業で、そこまでの断定などできようはずがない。本当に断層ではないと否定したいなら、手近にある露頭を見るだけなどという安易な方法ではなく、多額の資金が必要であろうと、大規模に表層土壌を除去して基盤の状況を直接確認することが必要であり．この方法のみによって、リニアメントを断層ではないと確定することができるのである。
なお、写真に撮影されている二段に


なった比較的大きな露頭は、近時、工事の都合で作られた露頭であり、甲ハ一二号証添付の図面作成時にはなかったものである。この新たな露頭でも、それまで発見されていなかったいくつかの粘土化帯が発見されている。要するに、この周辺には、北西―南北方向にいくつもの粘土化帯が走行しているものと思われ、これを切る断層がないかどうかを表層土壌を除去して検討するならともかく、そのうちのいくつかをただ観察したとしても、何の有益な結論も導かないことは明らかである。更に、動燃は、海域のＳ―１５～１７についても検討し、これが活構造ではないと申請書に記載している。しかし、まず、この音波探査を行なった当事者であり、本件に利害関係を有さない海上保安庁水路部が、これを活断層だと認めていることが重要である。また、すでに述べたように、この部分の音波探査記録（Ｓ―１７の南端部分）では、④の部分の昀上位層には地層の乱れはないが、その下方を見れば、変位した地層の山状の形態が、下に行くほど高く鋭くなっていっていて、地層にも乱れが認められる。これは、明らかに定期的にこの断層が活動していること、いまなお活動していることを示しているのである。
動燃は、こうして白木―丹生リニアメントについては、「日本の活断層」の記載にもかかわらず、活断層ではないと断定し、Ｓ―１５～１７の断層についても、活断層ではないとする。ところが、この動燃の主張は、一向に受け入れられることもなく、「日本の活断層」は、一九九一年に新版が発行されたが、そこでも動燃の主張にもかかわらず、あいかわらず右リニアメントは、活断層の疑いがあるとされ続けているのである。
（三）　こうして、Ｓ―１５～１７と白木―丹生リニアメントはあわせて一つの断層として見て、本件審査の資料としなければならない。そこで、この断層の長さを見れば、全部で一四キロメートルあり、これを松田式にあてはめれば、マグニチュード六・七の地震が発生することになる（甲ハ七四号証）。この地震のもたらす地震動の大きさを図で見ると、その地震動の大きさを知ることができる（図４―２―５―４）。
なお、実際に断層の走行しているのは、本件敷地のわずか一キロメートル足らずの箇所であるが、動燃、国の採用する震央距離をとれば二・五キロメートルになってしまう。目の前一キロメートルを走行する長さ一四キロメートルの断層が動いた場合、断層の中央のところの一キロメートル離れた場所に敷地があるのか、あるいは一四キロメートルの断層の中央から二・五キロメートル南下した断層部分から一キロメートル弱離れた場所にあるのかで、違うとはだれも思わない。ここに震央距離という考え方の不自然さがある。
この点を見れば一たとえ震央距離を二・五キロメートルとしたとしても、本断層が、他の断層の点とは比較にならない大きな地震動をもたらすことが、一目瞭然に分かる。そこで、更に進んで、この断層が活動したときの想定される昀大速度振幅を、近距離の地震でも適用可能なＰ１９・田中の式（甲ハ七三号証、なお甲八六〇号証の原子力安全委員会の「検討会」報告書も三八ページにこのＰ１９の経験式を掲載して、その信頼性を認めている）により算定すると、四三・四カインとなる（甲ハ七四号証）。この値は、模擬地震波のＳ２の昀大速度振幅二二・八カインの一・九倍の値である。しかもこの値は、まだ松田式、Ｐ１９式の誤差の問題は考慮していない値であり、誤差を考慮すれば、更にその値は大きくならざるをえない。すでに述べたように、「もんじゅ」は、熱応力設計上の要請から、耐震設計に安全余裕がほとんどないことは確実である。だから、この動燃が想定した昀大速度振幅の一・九倍の昀大速度振幅に耐えられる設計になっているはずはなく、まして、松田式、Ｐ１９式の誤差を考えれば、「もんじゅ」が想定できる昀大の地震に対して安全を確保することができないことは明らかである。（四）　大崎の方法では、建物のそれぞれの高さの床の質量を一つの点に集中させて単純化し、扱う（甲ハ五二号証添付資料１４の第２・１図）。ところが、実際の建物は、連続して質量が分布する広がりを持ち、一点にすべての質量が集中しているわけではないから、大崎の方法では実際の揺れの状況は正確には分からないことになる。そこで、生じた問題が「衝撃的破壊」の問題であり、これが明白に現われたのが兵庫県南部地震であった。甲ハ七二号証一九四ページ以下は、次のように言う。
「兵庫県南部地震は、いわゆる直下地震であり、震源近傍に特有の激しい揺れが生じた。揺れの初期にきわめて激しい縦揺れと横揺れが、ほぼ同時におこり、比較的振幅の小さい揺れがそれに引き続いたことが、大きな特徴である。したがって、その揺れ初期の大振幅の一波とか二波が大震災の発生と大きく関係していたのではないかと考えられる。ところで、筆者が重視していることは、破壊や変形の生じた多数の被害のうちには、その揺れ初期の一波とか二波が主因となり、しかもそれらが作用したごく初期の○・三秒とか○・六秒の時刻に、構造物の一部に破損（大きく完全な破損の発生を指しているのではない）が生じたものがあった可能性が高いことである。このように発生した破壊やき裂が核となって、引き続く揺れにより生長・伝ぱし、大きな破壊をもたらしたもののあることが考えられる。」とし、そのような破壊（衝撃的破壊）の可能性は、建造物を単純化せずにありのままの実体に近い状態で調べることが必要だとしたのである。この直下地震の場合に、現案の建物で起こりうる「衝撃的破壊」については、「もんじゅ」の耐震設計では全く検討されておらず、専ら右の質量集中の仮定に基づいて設計がなされている。実際に白木―丹生リニアメント＋Ｓ―１５～１７が活動して直下地震が発生したときには、この兵庫県南部地震で起こったような破壊が起こるか可能性が否定できない。
現在の知見に照らして考えれば、ここにも、本件審査では検討されていない重大な問題があるのであって、本件許可処分には、この点でも、重大かつ明白な過誤、欠落が存在する。


（五）　次に見ておかなくてはならないのが、本件敷地におけるボーリング調査の結果である。それをまとめたのが、乙イ六号証６―３―１３１等の図面であり、これはＰ３証人三三回にも図面として添付されている。ここにあるＣＬ級、Ｄ級の岩盤の分布状況を見ると、平面図で北北東―南南西方向に細長く分布している。この走行方向は、白木―丹生リニアメントと海域のＳ―１５～１７の断層の走行方向とすこぶる調和的である。また、乙イ六号証６―３―１４２に記載されているボーリング柱状図にの九九メートル付近の記載には、「たて方向の条線および鏡肌が認められる。」と書かれ、伺６―３―１６８の柱状図では、その一五九メートル付近には、傾斜八○度前後の破砕帯が、幅一メートル強にわたってあるとされ、更にピンク色粘土、黒色酸化物もあると記載されている。Ｐ４証人は、これを断層運動にともなってできた部分だと証言する（Ｐ４証人三六回一七丁）。実際、条線や鏡肌は、これをはさんだ二つの岩盤が動いたかちこそできたと見るべきであろうから、やはり断層である疑いが濃厚である。
なお、この弱い岩盤がどの
程度広がっているかは、判然とはしない。甲ハ三九号証添付の図面Ａの、原子炉建屋の下に細長いスポット状に存在するＣＬ級岩盤（青色で図示）は、そこにボーリングが届いて分かったものであるが、そこだけスポット状にあるというのも不自然で、実はボーリングがそれほど密になされているわけではないため分からないだけで、この弱い岩盤が更に広く続いている可能性が高い。結局、本件原子炉の真下にも断層が走行しているということになる。原子炉直下の断層は、主たる断層ではなく、副次的な断層であると思われる。しかし、断層が動いだときに同時にこの断層も動く可能性があって、そのようなことを想定した設計でもないから、「もんじゅ」の施設は甚大な損傷を受けることになる。なお、仮にこれが断層ではないとしても、断層に伴う亀裂である可能性は高い。甲ハ七二号証二一ページ一〇行目によれば、兵庫県南部地震でも、「神戸・阪神地域では、地表に多数の亀裂が発生し、その中には系統的な変位を示すものも報告されているが、明瞭な地震断層は認められていない」。仮に、これが断層ではなく亀裂であったとしても、「もんじゅ」の耐震設計は、あくまでも基盤の岩盤は健全であって割れたり変位したりしないことが前提であるから、その前提が全く崩れてしまう。したがって、「もんじゅ」直下に断層や亀裂が発生することを考慮していない本件許可処分に、過誤、欠落のあることは、この点からしても明らかである。
２　敦賀半島西岸断層
右の白木―丹生リニアメントから更に断層は南方に続く。この断層（敦賀半島西岸断層）の総変位量は八○○メートルで、断層の西側地塊を八○○メートル南に移動させれば、いくつもの点で東西の地形がよく合致する。この付近が東西から圧縮されているから、この右横ずれ断層である敦賀半島西岸断層と対をなすＳ２１～２６の断層系が左横ずれ断層であることは、良く力学的に合致する。この断層の長さは、約一九キロメートルであり、断層が動くことによって発生する地震のマグニチュードは六・九である。この敦賀半島西岸断層が動いたときの地震動の大きさについても、乙イ六号証六―五―四三の図にあてはめてみる。この断層としてみた場合、震央は、ほぼ本件敷地の前になり、震央距離は約一キロメートルということになる。
３　Ｓ―２１～２７＋野坂断層
Ｓ―２１～２７は、海底音波探査で存在の確認された断層群である。このＳ２７より南東には、まだ断層を延長する形で若干の急崖が続いており、その先には更に野坂断層が、ちょうどこれら断層系の延長上に続いている。この断層群について、乙イ六号証の申請書（６―３―２７）は、「なお、この断層群は陸域の野坂断層と地質構造上調和的であるが、音波探査の結果、両断層の海域には断層が認められないことから、Ｓ―２１～Ｓ２７断層と野坂断層は連続しないものと判断する。」としている。


このＳ―２１～２７断層群の南東延長線上にも、わずかの高度ではあるが、多少の急崖が続いている。この部分については、確かに海底音波探査で断層とされてはいないが、地下深部では断層となっている可能性は否定できない。兵庫県南部地震でも、野島断層以東は、断層は地下深部に潜ってしまって、地表面では摺曲となって現われていた。このＳ―２７以東の地形は、断層とはされてはいないものの、断層崖を延長した地形であり、地下の断層による摺曲地形と見ることが可能である。そこに断層が見当たらないからと言って、それで地下で更に断層が続いている可能性を否定できないし、むしろそのように続いていると見た方が地形上も合理的である。実際、地表地震断層は、活動した地中深く存在する断層のうちの氷山の一角でしかない。兵庫県南部地震の活動した断層の状況を見れば、この点は一目瞭然であり、地表地震断層の前後に実際に動いた断層はかなりの区間続いている（甲ハ六五号証九一ページの図）。したがって、Ｓ―２７の更にその南東に、この断層群の地中の延長部分は続いていることは確実である。一方、野坂断層についても、その北西側に野坂断層の地中の延長部分が続いていることも確実である。してみればＳ―２１～２７の断層群と、正確にこの断層群を延長して続く野坂断層は、やはり一体となった断層と見るのが合理的であり、仮に連続していな＜とも、少なくとも、地下深部ではＳ―２１～２７断層群の極く近傍からオーバーラップして野坂断層は始まっていると見るべきである。したがってこの断層群が活動すれば、その断層の動きに影響されて飛び火して、兵庫県南部地震で①断層から②断層と③断層とに飛び火したように、これに続いて野坂断層が動く可能性はやはり否定できない。こうして、このＳ―２１～２７断層群と野坂断層とは一体のものとして考えるべきことになるが、全体の断層群としては、この断層群は、長さ二九キロメートル、断層距離九キロメートルの断層群となる。これに松田式を適用すると、マグニチュード七・三となるが、念のため動燃や国の言い分のとおりに震央距離を求めると一〇キロメートルとなるので、これを他の断層同様、図に書き入れる。この断層群についても、申請書で検討した甲楽城断層等の活断層より、大きな地震動を本件敷地に与えることが、この図からも明らかである。もっとも、マグニチュードも、想定された昀大の地震動を与えるとされる甲楽城断層のＭ七・○より○・三も大きく（地震のエネルギーで三倍程度の違いとなる）、距離も甲楽城断層が一一・五キロメートルとされるのに対して、一〇キロメートルと近いから、この想定された昀大の地震動よりかなり大きくなるのはいわば当然のことであろう。そこで更に、昀大速度振幅を金井式とＰ１９式とで計算すれば、金井式では二六・五カイン、Ｐ１９式では三八・四カインとなる（なお、断層距離が一〇キロメートル未満のこの断層については、Ｐ１９式をより適切な経験式とすべきであろう）。この値は、模擬地震波のＳ２の昀大速度振幅二二・八カインの一・一六倍（金井式）、一・六八倍（Ｐ１９式）の値である。しかもこれらの値は金井式、Ｐ１９式のそれぞれ誤差を考慮していない値でしかなく、誤差の上限を金井式の二・五倍とすれば昀大速度振幅は六六・二カインとなり、模擬地震波の二二・八カインの二・九倍となる。しかも、この値はまだ松田式の誤差を考慮してはいない値でしかない。
「もんじゅ」は、すでに述べたように熱応力設計上の制約から耐震設計での安全余裕がわずかしかない。すると、金井式で算出した二六・五カインの地震であっても、はたして施設が健全性を保てるか大いに疑問であるし、ましてＰ１９式で算出した三八・四カインや金井式の値に誤差として二・五倍を乗じた六六・二カインの地震動に「もんじゅ」の施設が耐えられるはずはない。よって、この断層について検討をしていない本件許可には、重大な過誤、欠落のあることが明らかである。
六　各地震の危険性の要約
１　以上のとおり、歴史地震を重視して設計用昀強地震を策定しようということ自体が誤りであり、原子炉施設設計の対象として考慮すべき地震としては、構造線上の空白域とその他のブロック内の活断層が動いたときの地震を考えるべきである。
そこで、構造線上の空白域から、甲楽城断層（北部
）を、近傍のブロック内断層からＳ―１５～１７＋白木―丹生リニアメントの断層群、敦賀半島西岸断層、Ｓ―２１～２７＋野坂断層の断層群とを検討すると、どれも申請書で取り上げた地震（設計用限界地震昀大のものが甲楽城断層が活動したときのものとされる）よりかなり大きな地震動をもたらすこととなる。なお、白木―丹生リニアメントは確実度Ⅲとされているが、原発の耐震設計上、確実度Ⅲの断層は、存在する可能性のあるものとして扱わなければならない。このリニアメントについての動燃の調査は、現に存在する露頭を調査したにすぎず、不十分であって、このリニアメントを活断層ではないと断定するには足らない。２　これらの地震は、どれもいつ動いてもおかしくはない状態にある。空白域にある甲楽城断層は当然のことながら、その他の断層も堆積層に覆われる等して昀近活動した様子がなく、歪は相当に蓄積されているものと思われる。３　松田式、金井式は大きな誤差を避けられない経験式であり（Ｐ１９式も同様である）、その誤差の上限を採用して耐震設計をすることが必要である。４　右の考慮すべき地震に、松田式、金井式もしくは原子力安全委員会の「平成七年兵庫県南部地震をふまえた原子力施設耐震安全検討会」も採用するＰ１９式をあてはめると、動燃・国が選定した地震から算出される地震動の大きさより、更に大きな地震動が施設に影響を及ぼすことになる。白木―丹生リニアメント＋Ｓ―１５～１７の断層では、Ｐ１９式によって算出される昀大速度振幅は、四三・四カインとねり、模擬地震波のＳ２の昀大速度振幅二二・八カインの一・九倍の値となる。またＳ―２１～２７＋野坂断層での昀大速度振幅は、金井式で二六・五カイン、Ｐ１９式で三八・四カインとなり、模擬地震波のＳ２の昀大速度振幅二二・八カインの一・一六倍（金井式）、一・六八倍（Ｐ１９式）、金井式の誤差を二・五倍とすれば六六・二カインという値になる。
その上、更に松田式・Ｐ１９式の誤差の上限を取ると、更に大きな平均速度振幅を用いなければならなくなる。


５　もともと「もんじゅ」は、熱応力設計と耐震設計という相反する要請の妥協の産物として設計がなされざるをえない宿命にある原子炉である。耐震設計審査指針では、Ｓ２地震との組み合わせで、すでに「建物の相当部分が降伏し、塑性変形する場合でも過大な変形等が生じ、その施設の機能に影響を及ぼすことがないこと」とされていて、施設が変形する等の被害を受けても可とする扱いとなっている。もはやすでにそこには安全余裕はないと見て良い。とりわけ耐震設計を犠牲にしてでも熱応力設計を行なわなければならない「もんじゅ」では、安全余裕が切り捨てられている可能性が高い。
そうであれば、これほど大きな地震動に耐えられるはずはなく、多くの施設が崩壊することになってしまう。
６　白木―丹生リニアメント＋Ｓ―１５～１７の断層は、直下地震を引き起こす。本件敷地の原子炉設置部分の直下には、走行方向が右断層と調和する、弱い岩盤の広がった薄い面がある。条線が見られる等、これが断層である可能性は高い。これが断層であったとすれば、本件許可の前提である施設の基礎岩盤自体の健全性が損なわれることになる。
右断層は、直下地震を引き起こすが、直下地震について近時問題とされている衝撃的破壊の生ずる可能性も否定できない。
７　したがって、特に現在の知見に照らすと、本件許可処分が、重大な過誤、欠落のある、重大かつ明白に違法なものであることは確実に明らかとなっている。
七　地震によって生じる施設の損傷
想定外の地震動によって施設の受ける損傷の特徴は、同時に多数の建物や設備が損傷を受けることである。三系統の冷却系設備があっても、それがすべて同時に損壊する可能性が高く、また建屋にしても、原子炉容器にしても、更には配線等の設備やガードベッセルでさえ健全性を保ちうるかどうか疑問がある。要するに、すべての施設が、同時に損傷を受ける可能性がある。これが他の事故とは大いに異なるところなのである。例えば、冷却系設備がすべて損傷を受けて機能しなくなれば、崩壊熱の除去もできなくなり、運転を中止している現在であっても、炉心崩壊を招く。
一旦、想定外の地震が施設を襲ったときに施設が受ける損傷は、広範囲かつ深刻であり、多量のプルトニウムを含む放射能が施設外に漏出し、多数の住民が死亡するなどの甚大な被害が生じ、付近一帯を汚染して、更に日本列島の相当部分を放棄せざるをえない事態が、十分に想像可能なのである。
これまで日本列島は、歴史的に稀有な静穏期であったと言われ、兵庫県南部地震を機に激動期に入ったのではないかと多くの学者が言う。現在、生活している国民のほとんどが想像し難い、激しい時代に突入しようとしているのである。
藤田和夫は、次のように言
う（甲八七二号証二二二ページ以下）。
「地震はなぜおこるのかという問題に対する、行政を含めて一般の意識が、あまりに低すぎた。それは古代人に劣るといってよいだろう。かえって自然にたいする畏怖感がなくなっていることが、大災害につながったとも言える。その責任は、われわれ地球科学者にもある。
地震は地殻歪みの蓄積が破断現象を伴って解放される現象で、一過性のものではない。グローバルにみれば日本列島全体が地殻の巨大な歪み帯である。しかしそのなかでも地震のとくにおこりやすいところがある。それは地質構造にも地形にもあらわれていることが急速にわかりつつある。地震や火山爆発などは、台風・洪水・土石流などとはちがって一桁大きいタイムスパンでの中でおこるカタストロフィックな事件である。それらを視野に入れた、日本列島に生きるための自然観を、社会に浸透させてゆくのが、地球科学者の役目であろう。」本件判決で、裁判所が、地震の危険性を、正しい自然観のもと、正しく指摘することがぜひとも必要である。もし裁判所が、その指摘を怠るなら、日本列島は危険な賭けの中に置かれる。判決が正しい指摘を怠って、多数の住民が死亡し、日本列島の相当部分を放棄したときには、本件判決をなした裁判所の責任も厳しく問われることになるだろう。そのようなことのないよう、正しい判決をすることを、原告らは強く求めるものである。
八　「自然的立地条件に係る安全性に関する原告らの主張に対する反論」に対する
反論
１　被告国の右補充書は、松田式の誤差についての原告らの主張に対して、単に「活断層の評価は適切にされている」とするのみで、マグニチュードの推定に伴う誤差に対しては適切な評価と安全確保のためのその誤差への対応がないという主張には反論がない。
金井式については、誤差の存在を認めて．不十分ながら反論を企図しているが、松田式については、誤差の存在について認めることもしない。そこで、安全審査において適用している松田式には誤差がないあるいは無視できるほど小さいという主張をしようとしているのかをまずもって明らかにされたい。また誤差の存在を争わないなら、その誤差への対応についての主張に対する反論は放棄するのか明らかにされたい。
ちなみに右松田式は、どこまで行っても「単なる目安」でしかなく、「合理的な式」とも言えない。ここには大きな誤差が内包されることが当然の前提となっており、この誤差について考えないなら、それだけで被告国の処分は違法なものとなる。
この単なる目安でしかないはずの松田式が、無視できるほど誤差が小さい式として適用できるということになれば、地質学上の大きな発見となるから、必ずや学術論文として学術誌に掲載されているはずであるが、そうした論文は存在していない。被告国の言うような断層に対する詳細な調査だけでは、もちろん松田式の誤差の評定はできない。実際に地震が起きてそのマグニチュードを推定して、それと断層の長さとの関係が松田式の言うような関係となるかが問題なのである。しかし、松田式の誤差を評定するに足る数の地震が、近時起こっているとは到底考えられない。
この誤差について、被告国は、耐震設計で安全余裕があるから大丈夫だと主張するかも知れないが、その場合には、誤差をどれほどと見積もって、その誤差のどの程度まで（何σまで）誤差の範囲として取っているのか、それに対する安全余裕はどれほど考慮しているのかという具体的な主張が必要である。なお、松田式について、金井式のように耐震設計の安全余裕でカバーできるという主張を被告国がしなかったのは、松田式が誤差がないからではなく、逆に松田式が単なる目安でしがなくて誤差の評定が困難で、誤差を論じるならそれを極めて大きいものとして扱わざるをえないので、そうした主張もしょうがなかったものと思われる。この点の反論を放棄すれば、巨大地震によるもんじゅ倒壊の恐れは確実に存在するのであるから、他の論点を論ずるまでもなく、それだけで本件許可処分の違法性は重大かつ明白となる。
２　金井式の誤差についての原告の再反論


平成一〇年二月一五日付Ｐ２証人調書添付４は、標準偏差等について論述した書籍の抜粋である。これによれば、１σの範囲にデータのある確率は０・６８２７であり、田中貞二論文が金井式の誤差を○・六四～〇・五七としているのは、その程度の誤差についてのものである。これを２σとすれば、確率は０・９５４５となり、３σとすれば確率は０・９９７３となる。すなわち、誤差が二・五倍までありうるとする甲八九号証の図は、３σ（１＋０・５７×３）にほぼ相当するのであり、被告国も正当とする右田中論文からしても誤差は少なくとも二・五倍程度を考えなければならない。
考慮する誤差は、誤差を一σまでとるか、３σ、４σとするのかによって異なってくるのであるが、どこまでの誤差について「耐震設計の全体の保守珊性」（三二ページ）によってカバーできると被告国が主張するのか明らかではない。何σまでの誤差について保守性でカバーできるかを明らかにしない主張は無意味ですらある。５σでも１０σでもあるいは１００σでも１０００σでも対応できると主張しているはずはありえないからである。
また誤差二・五倍では危険性があることは、被告の右甲八九号証についての主張の前提となっていると見ることも可能であり、いずれにせよ、被告国には、どの程度の誤差までを考慮しているのか、安全審査において実際に誤差をどの程度まで考慮するという議論がなされたのか、耐震設計の全体の安全性によって、どう具体的に対応できると主張するのか、誤差について対応できるとする証拠は、全証拠中どこにあるのかを明らかにすべきである。
九　自然的立地条件に関する原告ら反論に対する被告の反論に対して１　被告国は、原告の「被告国は、松田式のマグニチュードの推定に伴う誤差については、誤差の適切な評価とそれに対する安全確保のためのその誤差への対応を行っていない。誤差の存在についても認めることもしない。この誤差について、誤差をどれほどと見積もって、その誤差のどの程度までを誤差の範囲として取り、それに対する安全余裕はどれほど考慮しているのかという具体的主張が必要である。金井式についても、どの程度の誤差までを考慮しているのか、安全審査において実際に誤差をどの程度まで考慮するという議論がなされたのか、耐震設計の全体の保守性によって、どう具体的に対応できると主張するのか、誤差について対応できるとする証拠は全証拠中どこにあるのか」との主張に対し、①　松田式は、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。このことは、松田時彦が新松田式を提案した後でも変わっていない。
②　本件安全審査では、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いるのであって、断層が引き起こす地震の規模を過小評価することもない。③　松田式は、経験式であって、断層の長さと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の関係を経験を踏まえて表した式であって、右の関係を保守的に評価することを目的として策定されたものではない、原子炉施設の耐震設計
は、基準地震動の策定から個
別具体的な耐震設計までの全体で保守性を確保する体系を採用しているから、松田式に保守性がないことをもって、右式を適用することが不合理であるということはできない。
④　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経験式として現在でも広く活用されているものであるから、金井式を用いることは適正かつ合理的である。
⑤　原子炉施設の耐震設計は、基準地震動の策定から個別具体的な耐震設計までの全体で保守性を確保する構造となっているのであるから、基準地震動の策定に当たって経験式である金井式を用いることは、何ら不合理ではない。と主張する。
２　このうち、松田式、金井式が他の原子炉施設においても広く用いられているとの主張は、「誤差問題」に対する何の反論にもなっていないものである。他の原子炉施設においても松田式、金井式が用いられているとしても、それは他の原子炉施設でも、「誤差問題」を完全に無視した耐震設計が行なわれているということを意味しているに過ぎない。
確かに、被告国は、松田式が断層の長さとマグニチュードの関係を保守的に評価することを目的とした式ではないと認める。これは、想定されるマグニチュードが松田式による値を超えうること、すなわち、誤差の存在することを認めたものであり、松田式によって算出された値が過小評価となることを認めたものとも言うことができる。
ここでの問題は、松田式が合理的か新松田式が合理的かの問題ではない。金井式についても同様に、それが合理的かどうかの問題ではない。いずれの式が合理的であろうと、経験式を導いた基礎となる数値がどこまでの範囲に存在するか、その数値の限界がどこにあるのかが問題なのであって、それら数値の平均的な値がどこかは、保守性の要求される原発の耐震設計では必要はない。必要なことは、誤差の限界を求め、それを保守的な値として使用することである。それが耐震設計の出発点でなくてはならず、それを行っていない耐震設計は耐震設計の名に価しない。３　「誤差問題」に対する被告国の立場は次のようにまとめられる。（一）　被告国は松田式の誤差の範囲の推定を行っていない。①　被告国は、松田式の誤差の昀大限の推定値を具体的に算出し、地震が発生したときの地震動の大きさを、その昀大限の推定値のマグニチュードを用いて算出した上での耐震設計を行っていない。
②　したがって、被告国には、対象と
している断層から、実際にどれだけの大きさのマグニチュードの地震が昀大限起りうるかが分からない。
③　したがって、被告国には、松田式の誤差の昀大限の地震が発生したときに、その後の耐震設計で「安全余裕」をとったとしても、その「安全余裕」で足りるかどうかが分からない。
（二）　被告国は、金井式の誤差の範囲の推定を行っていない。①　被告国は、金井式の誤差の昀大限の推定値を具体的に算出し、その昀大限の地震動を用いた耐震設計を行っていない。
②　したがって、被告国には、対象としている断層が活動したときに、実際にどれだけの地震動が昀大限発生しうるかが、分からない。
③　したがって、被告国には、金井式の誤差の昀大限の地震動が発生したときに、その後の耐震設計で「安全余裕」をとったとしても、その「安全余裕」で足りるかどうかが分からない。
４　原告らの主張の要約
昀後に原告らの「誤差問題」についての主張を明確にしておくため、その主要な点を要約する。
①　松田式は、すこぶる大きな誤差を内包する式であり、マグニチュードとして少なくとも○・六（エネルギーとして約八倍）の誤差を考えなければならない。しかも、誤差の評定が困難であることからすれば、○・六では不足するものと思われ、○・八（エネルギーとして約一六倍）、あるいは一・○（エネルギーとして約三二倍）程度の誤差を考える必要がある。


②　金井式も、大きな誤差を内包する。誤差としては二・五倍程度は考慮する必要がある。
③　耐震設計は、松田式、金井式の誤差の昀大値を用いて行なわなければならない。それが、起こりうる地震の昀大のマグニチュード、昀大の地震動を示すものだからである。
④　耐震設計上の安全余裕が十分であるかどうか（十分な保守性が存在するかどうか）の評価は、松田式、金井式の誤差の昀大値がどれだけかを評価して、初めて可能である。
⑤　ところが、被告国は、松田式、金井式の誤差の昀大値を取った上での耐震設計の評価をしていないから、耐震設計において十分な安全余裕があるとは言えない⑥　松田式、金井式の誤差は、前記のように巨大であるから、これに対処できるだけの安全余裕は、「もんじゅ」の耐震設計には存在していない。
第四　炉心崩壊事故解析の誤り
一　出力暴走事故の恐さ
１　出力暴走とは
（一）　中性子が核分裂性物質にあたると核分裂反応が起こり、その時、平均して
二～三個の中性子が生まれる
。その中性子がさらに別の核分裂性物質の核分裂を起こすと「核分裂連鎖反応」が起こる。中性子は核分裂を起こす以外に、炉心から外部に漏れたり、原子核に捕まったりして消滅するが、原子炉内で中性子の発生数と消滅数が等しくて平衡が保たれている状態（これを臨界状態という）ならば、原子炉の出力は一定であるが、中性子の発生数が消滅数よりも上回れば連鎖反応は時間と共に増大し、逆ならば時間と共に減少する。炉心が臨界からずれている状態を示す量を「反応度」といい、「正の反応度が投入される」ならば連鎖反応は増大して出力は上昇し、「負の反応度が投入されるならば連鎖反応が減少し、出力は低下することになる。何らかの原因で、正の反応度が投入される、つまり、核分裂で発生した中性子のうち一個を越える数が次世代の核分裂を引き起こすことになり制御に失敗すると、原子炉は暴走する。たとえば次の世代で前の核分裂よりも平均して一〇〇〇分の一よけいに核分裂が起こるとすると、連鎖の二回目には一・一〇〇一の二乗、三回目には三乗、四回目には四乗となって指数級数的に増大する。しかも、核分裂と核分裂の間の時間は、軽水炉では数万分の一秒であるのに、もんじゅでは○・四五マイクロ秒（百万分の一秒の約半分）である。そのため、○・〇一秒の後には軽水炉では一・七倍であるのに、もんじゅでは実に二万回の核分裂が起こり出力は七〇〇億倍というすさまじい増加となる。すなわち、あっと言う間に出力が上昇して制御棒を入れる操作が間に合わず、原子炉をコントロールすることは不可能である。（二）　ところで、実際には核分裂で発生する中性子は核分裂と同時に発生する．「即発中性子」だけではなく、遅れて発生する遅発中性子が存在し、原子炉はそれをコントロールすることによって行う。しかし、その割合は軽水炉では約○・五パーセントであるのに、もんじゅでは約○・三八パーセントと少ない。通常の臨界状態の場合には、発生する即発中性子の数は消滅する中性子の全数より必ず少ないが、正の反応度が投入されて即発中性子だけで臨界が維持できる状態になる（これを即発臨界という）と、もはやコントロール不可能となる（甲イ三八五号証四～六頁）。
２　出力暴走事故は軽水炉でも高速増殖炉でも起こっている（一）　軽水炉ＳＬ―１原子炉・・・制御棒の引き抜きによる事故
アメリカのＳＬ―１は、電力と熱を供給する熱出力三
〇〇〇キロワットの沸騰水型軽水炉であるが、一九六一年、運転再開のための制御棒駆動装置取付作業中に制御棒を持ち上げたために、原子炉が突然暴走・爆発し、三名の運転員が死亡する事故が発生した。制御棒が急速に引き上げられたために反応度の急速な増加が起こり、出力が上昇して熱膨張と気泡が発生し、炉内の圧力が上昇して制御棒を更に引き抜く結果をもたらし、爆発に至ったと考えられている。燃料ウランはほぼ一瞬のうちに溶融し、全重量一三トンの原子炉容器は約一メートル飛び上がり、二個の遮蔽プラグは炉運転室の天井を貫いて噴き上げられた。爆発によって発生したエネルギーは一三ＯＭＪ（ＴＮＴ火薬に換算して約三〇キログラム）と推定されている（甲イ三七五号証、甲イ三八五号証）。（二）　高速増殖炉ＥＢＲ―１原子炉・・・燃料の湾曲による事故アメリカのＥＢＲ―１は世界で昀初に稼働した発電用原子炉であり、プルトニウムを燃料としナトリウム―とカリウムの合金を冷却材とする高速増殖炉である。一九五五年、実験中に出力が上がりすぎたために原子炉を止めようとしたところ、ボタン操作を誤ったため停止操作が二秒遅れ、暴走した。暴走の原因は、燃料が内側に曲がって寄り集まると正の反応度が投入されると言う高速増殖炉特有の危険性によるものであったため、高速増殖炉関係者に大きな衝撃を与えた。炉心の四〇～五〇パーセントは溶融し、爆発にまでは至らなかったが、暴走のエネルギーは一四ＭＪと推定されている（甲イ三七六号証、甲イ三八五号証）。
３　チェルノブイリ事故－昀悪の出力暴走事故
（一）　事故の経過
チェルノブイリ原子力発電所は、直径一一・八メートル、高さ七メートルの円筒型炉心を持ち、炉心体積の大部分は減速材である黒鉛ブロックが占めている。黒鉛ブロックには練炭の穴のように、直径一一・四センチメートルの穴が垂直方向に貫通し、その穴の中に、圧力チャンネル管が一本ずつ合計一六九三本入り、一本一本の圧力チャンネル管の中に挿入された燃料棒の隙間を通る軽水によって冷却される。


一九八六年四月二五日、四号炉では、点検のために原子炉を停止する機会に、原子炉停止の際にディーゼル発電機が動き出すまでの間、タービンの慣性回転を非常用ポンプの電源として利用できるかどうかチェックするテストが計画されていた。テストの開始が遅れ、二六日午前一時二三分四秒にテストが始まり、同分四〇秒、原子炉を完全に停止させるために運転員が制御棒の一斉挿入ボタンを押した直後、原子炉の出力が急激に上昇して暴走が始まった。爆発によって、直径一七メートル、厚さ三メートル、重量約一六〇Ｏ～二〇〇〇トンの分厚い生体遮蔽盤が上に持ち上げられ、原子炉建屋の屋根が吹き飛ばされ、壁が崩壊した。原子炉上部の中央ホールにあった燃料交換機とそれをつり下げていたクレーンも崩れ落ちた。その後、粉々になった燃料破片や燃え盛る燃料被覆管の破片、さらには黒鉛の破片が大量の冷却水とともに上方高く噴き上げられ，火花のように舞い、タービン建屋の屋根に舞い落ちて数十カ所におよぶ火災を発生させた。一方、黒鉛ブロックに火が着き、やがて全面的な原子炉火災に至った。建屋の火災はすぐに駆けつけた消防隊によって消火されたが原子炉本体の火災を消すのは実に困難であった。事故発生から約三六時間後にプリピヤチ市の住民に避難命令が出された直後から、旧ソ連空軍ヘリコプター部隊が上空から五〇〇〇トン以上の砂や二〇〇〇トンの鉛、ドロマイト（苦灰石）、ホウ素等を混入した砂袋を投下し、一〇日後の五月六日、ようやく原子炉の火災は完全に鎮火した。その間、燃える炎によって原子炉にある放射性物質は上空高く運ばれ、ジェット気流に乗って北半球全体に届き、広範囲の放射能汚染を引き起こした。
（二）　いまだに解明されない事故原因・・爆発のメカニズムとエネルギー事故から四か月後に、旧ソ連政府は、事故の原因は運転員の｛まったくありうべからざる教則違反運転規則違反の組み合わせ｝によってもたらされたものとする報告書を提出した（甲第五号証二二三頁）が、一九九一年一月になって、旧ソ連原子力産業安全監視国家委員会の特別調査委員会は「チェルノブイリ四号炉事故の原因と状況について」と題する報告書を発表し、「事故の原因は、運転員の規則違反ではなく、設計の欠陥と当局の怠慢にあり、チェルノブイリのような事故はいずれ避けられないものであった」とした（甲第一七九号証）。この報告書によると、事故直前の原子炉の状況は、熱出力二〇万キロワットとなっていたが、制御棒を引き抜き過ぎていて反応度操作余裕が低下し、かつ、低出力に伴う正のボイド反応度係数などが相まって、一触即発の状態に陥っていた。その状態で運転員が原子炉を停止するために制御棒を一斉挿入したところ、運転員に知
らされてい
なかった制御棒の設計のために、停止するはずの原子炉が逆に暴走を始めた。急激な出力上昇により、大量の蒸気が発生し、ボイド反応度係数が正であるために更に暴走を続け、燃料棒と圧力チャンネル管が破壊されたという。低速運転中の自動車を止めようとしてブレーキを踏み込んだらアクセルだったというとんでもない欠陥炉だったのである。
しかし、現在に至るまで、事故の原因を絞り切れていないし、起きた爆発も核暴走によるものか水蒸気によるものか水素によるものかも判明していない。爆発の回数が一回か二回かも絞り切れていない。そのために、爆発のエネルギーがどの程度であったかも推定されていない。二回目の爆発の際に炉心全体が一四メートル以上飛び上がったとの報告もある（甲イ三八七号証）が、確定されたものではない。炉心崩壊事故のエネルギーがどの程度であるか、後述するように大きな論争の的となっているが、現実に発生した事故についての爆発エネルギーさえ推定出来ないのでは、少数の小さな実験（しかも、原子炉を破壊するという実験ではまったくない）から発生するエネルギーを推測することがいかに困難であるかはよくわかる。
（三）　正のボイド反応度の重要性
ただ、はっきり言えることは、正のボイド反応度が出力上昇の大きな原因となったことである。ボイド反応度とは、炉内で気泡（ボイド）が増加するときに核分裂連鎖反応が増加することである。つまり、定常状態で一定量のボイドが存在する時には問題にはならないが、何らかの原因でボイドが増加した場合に＾その変化量に応じて正の反応度が入ってしまうことが問題となる。チェルノブイリ炉では、低出力時には正のボイド反応度が大きすぎて、他に反応度の増加を抑制するメカニズムがあっても、全体の反応度係数が正となっていたのである。もんじゅにおいては、炉心のボイド反応度は正であり、しかもかなり大きい。許可申請書において炉心を気泡が二〇リットル通過する場合を「設計基準事故」として、どの程度出力が変動するかを計算しているが、気泡が炉心に入ると大きな反応度が投入され、出力が一気に上昇することがわかっている。そして原子炉緊急停止（スクラム）をかけても間に合わないこともはっきりと示されている。計算結果が大事故に至らないとされているのは、気泡が二〇リットルと少なくてそれが通過したために出力が低下したために過ぎない。
二　研究対
象は燃料破損から溶融炉心の冷却まで
１　炉心崩壊事故とはどのようなものか
（一）　高速増殖炉では、昀悪の事故として、次のようなケースが考えられる。まず、何らかの理由でナトリウム―流量が減少する。たとえば停電によるポンプ停止、地震によるナトリウム―配管の破断、異物が炉心下部に張りついてナトリウム―の流路をふさぐ等が原因となりうる。同時に原子炉停止系の不作動による制御棒の緊急挿入に失敗すれば、燃料棒は熱が奪われないために温度が上昇して溶融し、被覆管がもろくなって破れて、被覆管に閉じこめられていた燃料と核分裂生成物のガスが飛び出す（このあたりまでの現象を「起因過程」という、図６―４―１の上三分の一、図６―４―２の上半分）。
（二）　①燃料が寄り集まること、②ナトリウム―中に気泡が発生することの両方によって正の反応度が投入され核分裂連鎖反応はますます増大し、出力は上昇する。それぞれの燃料集合体内で液体となって揺れ動いていた燃料もますます加熱され、燃料集合体の壁も破れて燃料が炉心プールを形成する（遷移過程、図６―４―２の下半分）。炉心上部と下部と周囲にあるブランケットや構造体が壁を造りその内部で溶けた燃料や被覆管などが全炉心プールとなって縦方向のみならず横方向にも動き、全体的に揺動（スロツシング）する。より外部の燃料を次々と溶かしてプールは拡大し、プール内で構造材金属が沸騰し、何回かの沸騰と揺動を繰りかえすうちに燃料が急速に寄り集まって再臨界に至り、即発臨界にいたる（図６―４―３）。


（三）　その爆発によって燃料は四方八方に飛び散り、急速に分散して未臨界状態となり出力が低下する（機械的炉心崩壊過程、図６―４―１の中間）。暴走の結果発生した熱エネルギーによって高温高圧となった炉心が膨脹して周囲に対して仕事をし、熱エネルギーが機械的エネルギーに変換される（炉心膨脹過程、図６―４―１の下左図）。原子炉容器や遮蔽蓋は強い衝撃をうけて破壊される（耐衝撃応答過程、同）。炉心が未臨界になった後にも、高温となった燃料は崩壊熱を出して溶け、ナトリウム―と反応しながら炉心下部に堆積する（炉心物質再配置過程、図６―４―１右下図、図６―４―４）。崩壊熱を出し続ける燃料は原子炉の内部や外部に設置されたコア・キャッチャーで受け止められて長期に冷却される（事故後崩壊熱除去過程、図６―４―５～６）が、冷却が旨く行か
ないと、溶けた燃料は格納容器の床（コンクリートと反応して床を突き抜け、外部にててくることとなる。
２　計算コードの開発＝計算偏重の研究状況
（一）　炉心崩壊事故研究はＥＢＲ―１事故を契機に始められたが、一九五〇年代に定量的なモデルを考えたのはノーベル賞受賞者であるアメリカのべーテとテートの二人の研究者である。べーテとテートは、高速増殖炉における突発的な出力上昇（出カバースト）から生ずる爆発エネルギーの上限値を評価するために、事故発生と同時に冷却材が炉心内から喪失し、燃料も溶融するとの仮定を置き、炉心の上半分が重力の加速度により下半分に落下するというモデルを考えた。溶融した燃料が集合して再臨界となり核的爆発にいたるという保守的なモデルである。七〇年代になって、リチャード・ウェブは、より明確なモデルを考えた。ウェブは、高速増殖炉はプルトニウムの含有量が多い燃料を大量に詰め込んでいるために臨界量を大幅に超えるから核爆発は燃料の一部が集まるだけでも起きるとして、まず炉心の中央部分で一部が溶融し１回目の核爆発が起こると考えた。問題はその後である。昀初の核爆発によって溶融した燃料が炉心上部のナトリウム―中に噴き上げられるとナトリウム―が一気に蒸発してナトリウム―蒸気爆発が起こり、その爆発力によって燃料は再び下部に急激に圧縮される。その結果再び燃料は密に集められ、二回目の核爆発に至る。核物質の急激な圧縮による核的爆発は原子爆弾の仕組みそのものであり、二回目の爆発が一回目の爆発をはるかにしのぐ恐れがある、としたのである。
（二）　その後、起因過程についてはＳＡＳ３Ｄコードが開発され、起因過程で即発臨界を超えた場合の計算のためにＶＥＮＵＳ―ＰＭコードが開発された。もんじゅの「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析はこれらのコードを使った計算である。
（三）　七〇年代朱に至って、遷移過程の重要性が認識されてＳＩＭＭＥＲコードがアメリカで開発された。このコードはアメリカの研究者ボードルーが開発し、セオファネスによって更に向上発展した。セオファネスは炉心崩壊事故研究の世界的権威であり、現在では軽水炉の苛酷事故研究の第一人者である（甲イ第三八五号証一六頁）。後述するようにアメリカの原型炉クリンチリバー炉や旧西ドイツの原型炉ＳＮＲ三〇〇の安全性評価の再検討作業はこのセオファネスが中心となって行われた。
（四）　問題は、このコードは核計算部・流体力学部・構造材部を組み合わせ先膨大な計算コードであり、一つのケースの計算に大型計算機で二〇～三〇時間を要するというものであって、パラメータを若干変えれば結果が状幅にかわり、不確かさの大きい計算である。また、実験が現象のわずかな部分をとらえたものしかできないため、コード全体の実験的検証がいまなおできていない。三　起因過程・遷移過程から機械的炉心崩壊・事故後物質移動過程へ
１　ＵＬＯＦとは何か
（一）　炉心崩壊事故発生のきっかけとしては、①運転中にポンプが停止し冷却材の流れが減少したときに原子炉停止に失敗した事象（ＵＬＯＦ＝Ｕｎｐｒｏｔ　ｅｃｔｅｄ　Ｌｏｓｅ　ｏｆ　Ｆｌｏｗ）と、②正常な運転状態から逸脱して連鎖反応が増加し始めたときに原子炉停止に失敗した事象（ＵＴＯＰ＝Ｕｐｒｏｔｅｃｔｅｄ　ｔｒａｉｎｓｉｅｎｔ　Ｏｖｅｒ―Ｐｏｗｅｒｔ）の二つが主として考えられているが、そのうちエネルギー放出量の点からＵＬＯＦが他の事故形態を包絡しているので、以下ＵＬＯＦケースについて検討する。


（二）　この場合、事故推移の形態として、三ケースが考えられている（図６―４―１）。第一は、ＵＬＯＦ後冷却材ナトリウム―の温度が上がって沸騰し、ボイド反応度が正のために反応度が増加して出力が上昇し、燃料被覆管も溶けて移動するために燃料が寄り集まり更に反応度が上昇して一気に即発臨界に至って核的に爆発するケースである（同図左側）。起因過程のうちに爆発して機器配管を破壊して終了するケースであり、もんじゅの爆発エネルギー「三八ＯＭＪ」を出したケースもこれである。第二は、起因過程の段階では即発臨界に至らないで炉心溶融が徐々に進行し、燃料自体が寄り集まって遷移過程に移行するケースである。燃料、集合体壁、構造体などを全て溶かした「全炉心溶融プール」が形成され、沸騰し揺動（スロッシング）する複雑な過程であり、昀悪の場合には、即発臨界に至って、第一のケースを超えるエネルギーを発生する可能性もある（同図真ん中）。第三は、起因過程の段階で燃料が炉心から排除されて反応度が低下し、炉心が部分的損傷をうけただけで終結するケースである（同図右側、Ｐ１０証人四六回二五～三〇頁）。２　燃料破損がどのように起こるかが問題・・・起因過程（一）　ナトリウムの流量が減少してナトリウムの温度が上昇し、燃料被覆管が破損して燃料が被覆管外部に出るあたりまでの過程である。特に燃料破損のメカニズムが問題である（図６―４―２の上部）。問題になるのは、第一に正のボイド反応度である。ありうるのは、炉心上部でナトリウムの沸騰が始まりボイド領域が炉心中心領域に拡大すると正のボイド反応度が入ること、および、被覆管が破れて溶融燃料が放出されてナトリウムが一気にボイド化することである。第二に、燃料が軸（上下）方向の中心に集まる際に正の反応度が入ることである。炉心にまだナトリウムが液体のまま残っている時に燃料被覆管が急激に破損する「未沸騰・部分沸騰集合体におけるバースト型燃料破損」乙イ一八号証八頁）が問題となる。燃料集合体の中心ではボイド反応度も燃料移動による反応度も大きいので、燃料が中心部位で破損すれば大きな反応度が入ることになる。動燃のＰ２証人が「燃料が軸方向に集まると言うことは、燃料が持っている、専門用語でいいますと反応度価値という考え方があるんですけれども、反応度価値が高い方向に働くことになりますから、プラスの反応度が挿入されると言うことでございます。もう一点は、溶融燃料が放出されまして、今度は冷却材をボイド化いたします。ボイド反応度も軸方向の分布は炉心の中心が高くなっておりますので、これも大きな寄与があると言うことでございます」（Ｐ２証人四八回一一〇頁）と述べているとおりである。
（二）　破損の発生位置であるが、動燃が作成した「高速増殖炉原型炉ＵＬ〇Ｆ事象の評価研究」（乙イ一八号証八頁）では、「破損の発生位置を炉心の軸方向中心に固定する想定は、破損のメカニズムを無視した想定である」旨記載されているが、後述するように実験中に燃料棒が軸（上下）方向中心で破損したケースは存在しているのであり、それを排除することは、実験結果のうち自分にとって不都合なものを排除するものであってそれこそご都合主義的研究態度である。（三）　破損口の軸（上下）方向長さについて、後述するように、もんじゅで九九二ＭＪの昀大爆発エネルギーが計算されたケースでは「三〇センチメートル」が仮定されている。Ｐ２証人は、「五センチメートルはアメリカの主にＴＲＥＡＴという試験炉を用いたデータでございますが、そこら辺のデータで、この程度とっておけば充分保守的であるということが、アメリカにおいていわれておりましたし、私
どもも同様
に判断したということであります」、「（九九二ＭＪをだしたのは）壊れた瞬間に同時に三〇センチメートルにわたって穴があいているというような、ちょっと考えがたい想定を置いたようなケース」（Ｐ２証人四八回四〇～四一頁）というが、被覆管がわずかに破損して○・〇三～〇・〇四秒後には全長の六～七割が破損するデータも得られているのである。燃料破損の位置及び大きさについては実験データのばらつきを考慮して、当然、保守的に考えなくてはならない。
３　炉心が沸騰・揺動するプールになる…遷移過程
（一）　起因過程が比較的穏やかに進行した場合、崩壊した燃料が大量に炉心にとどまっているので常に再臨界の可能性をはらみながら事態が進行する。初めのうちは、燃料集合体のラッパ管の溶融は始まるが、まだ燃料の溶融・崩壊は燃料集合体毎に独立している。溶融燃料は、各ラッパ管の中で、上に行けば重力の作用で落下し、下に行けばナトリウム蒸気圧等で噴き上げられて、上下動をくりかえす。この動きが全部又は大部分のラッパ管で一致した場合を「同期する」又は「チューニングする」と呼んでいる（図６―４―７）。初めはバラバラに運動していたものが「出力が上昇しますと、それによって炉心全体で温度が上がりますので、燃料の分散がだんだん全体的に同時に起こるようになっていくという、そう言った現象がチューニング現象」「出力変化を通じて、だんだん同期してくるというふうな傾向があるということは事実だと思います」（Ｐ２証人四九回三九頁）とされている。このようなチューニングが起こってくると、再臨界になって更に炉心溶融が促進・拡大し、ラッパ管自体が溶融し溶融燃料とともに液体となり、より複雑な動きをするようになる。ここまでの事態は、事故発生後わずか二～三秒内に起こる（甲イ三七七号証訳文四頁）。やがて炉心全体が液体となって上下動のみならず半径方向（水平方向）にも動くようになるが、炉心の上下と周囲で溶融物が冷えて固まっている時にはあたかもボトルの中に液体が閉じこめられて（ボトルアップ）その中で高温の液体が動くようになる。中心部で発生した蒸気が上昇すると周辺においやられていた溶融燃料は押し下げられて中心に向かって押し寄せ、中心部でぶつかって溶融燃料の高い盛り上がりを作る（図６―４―３）。このような沸騰したプール全体の揺動現象は専門的には「スロッシング」と呼ばれている（Ｐ２証人四八回一二八頁）。遷移過程の初期でチューニングが高まっていれば、その後にもチューニングの度合いは高まり、スロッシングが大きく起こると考えられる。


（二）　動燃は、①ＦＰガスの圧力等によって燃料が分散する、②炉心溶融物質の熱などによって制御棒案内管に開口部が出来て炉心外に燃料が流出するなどの理由によって、反応度が低下し核的現象が終息すると主張するが、前述したボトルアップされた状態での全炉心プールの揺動がピークに達した時には、即発臨界になり、昀大級の核的爆発が起こり、爆発エネルギーは起因過程のそれを上回る可能性が大きい。遷移過程研究の第一人者であるセオファネスはクリンチリバー炉について、昀初に存在していた燃料の六〇パーセント位が炉心に残っている限り、この問題が重要であるとして、半径方向（水平方向）の揺動も含めて計算したが、計算の対象が後述するように炉心の真ん中に燃料が詰め込まれていない非均質炉心であった（図６―４―８の右図）ために、出力分布が中心でピークになる形でないので、エネルギー爆発的にはならなかったと結論づけている（甲イ三七七号証）。しかし、もんじゅの均質炉心ではセオフアネスの方法で計算すれば、昀大限のエネルギー爆発があるとの結論になる可能性は高い（Ｐ１０証人四六回三〇～四〇頁）。４　炉心が崩壊してエネルギーが放出される・・・炉心膨脹過程など（一）　即発臨界を超えると炉心にある溶融燃料は爆発力によって急速に周囲にはじきとばされて未臨界となり、出力は低下する（機械的炉心崩壊過程）。暴走の結果発生した熱エネルギーによって高温高圧となった炉心は膨脹して周囲に「仕事」をし、機械的エネルギーに変換される（炉心膨脹過程、図６―４―１左下図）。原子炉の上蓋が飛び、原子炉容器が膨れあがって破壊されるのは、炉心で機械的エネルギーが発生するためである。上蓋や原子炉容器がその爆発に耐えられるかどうかを見るためには、爆発の機械的エネルギーがどのくらいになるかを計算しなくてはならない。
（二）　爆発エネルギーは普通ＭＪ（メガジュール）の単位で表されるが、瞬間的にエネルギーを発する核爆発の場合には、火薬による爆発と同じように考えられるので、ダイナマイトの原料であるＴＮＴ火薬に換算して○○キログラムと表されることもある。ＴＮＴ火薬一キログラムは約四・四ＭＪとなる。
ちなみに、茨城県東海
村にある動燃の再処理工場で、一九九七年三月一一日に起こったアスファルト固化処理施設の爆発事故においては、その爆発の規模は「ＴＮＴ換算で数十キログラム」とされている（通産省工業技術院物質工学工業技術研究所・田中克己氏の「爆発原因に関する所見」より）。仮に五〇キログラムと考えれば約二二〇ＭＪとなる。もんじゅの許可申請書では爆発エネルギーは「約三八〇ＭＪ」とされているので、ＴＮＴ換算では約八六キログラムになり、東海再処理工場の爆発の約一・七倍の規模となる。
５　溶融燃料は周囲を溶かし込みながら落下する・・コアキャッチャーの必要性（一）　炉心崩壊事故が起きると炉心溶融物質は高温であるために周囲の構造材をどんどん溶かし込んで炉心から下方へと落ちてくる（図６―４―４）。それを受け止めるために、フランスでも西ドイツでもコア（炉心）キャッチャーが必要だとされた。フランスのスーパーフェニックスはタンク型であり、炉心も中間熱交換器も原子炉タンクの中に入っており、コアキャッチャーも原子炉タンク内で炉心の下に設けられている（図６―４―５、甲イ三七三号証一一二頁）。フランスでは、当初は燃料集合体七体分の燃料を受け止められるものとされてきたが、ＳＣＡＲＡＢＥＥ実験と呼ばれる実験によって、隣接集合体への伝播を考慮しなくてはならなくなり、以降の高速増殖炉の設計においては一〇〇パーセント受け止められるようなコアキャツチャーとすべきであるとされた（甲イ第三七三号証六七頁、Ｐ２証人四九回三一頁）。
（二）　西ドイツでは規制当局からコアキャッチャーの設置が義務づけられて、原子炉の下にとりつけられている（図６―４―６）。「ドイツの場合は、私どもは炉外コアキャッチャーと呼ぶんですけど、原子炉容器の外の原子炉溶器室と言われているその部屋の床に設けられているのがＳＮＲ－三〇〇のコアキャッチャーであります」（甲イ第三七三号証、Ｐ２四九回三三頁）。
（三）　もんじゅでも炉心の下に炉内構造物があり、その下に「受皿」がある。第一回の許可申請書では「お椀」型であったが、補正では「皿」型になっている。動燃のＰ９は「そういった特殊な事象（炉心崩壊事故のこと）を解析した場合でも、念のためにもう一枚、そういった種類（炉心溶融物質）の一部のものが下に出てきたという前提でそれを受ける構造物を付けておこうということで付けたもので、受
皿という名
称をつけたものです」
といいながらも「コアキャッチャーというほどの物ではありません。念のためにつけたものです」と強弁（Ｐ９証人二五回五三～五七頁）して、あたかももんじゅではコアキャッチャーは付いていないように述べるが、受皿は明らかにコアキャッチャーである。「基本的に炉心部で燃料が溶融したものが下方向に落ちてきたときに、それが受け止められるように」設けられており、「ここでくい止めてやろうというふうなコアキャッチャー」である（Ｐ２証人四九回三〇頁）。四　ドイツとアメリカでは激しい炉心崩壊事故論争があった１　ＳＮＲ三〇〇の破綻・・・申請者の計算値が昀高だとの確証がない
（一）　政府は第三者にチェックさせた
旧西ドイツの原型炉ＳＮＲ三〇〇はもんじゅとほぼ同規模の炉であり、炉心崩壊事故における爆発エネルギーは、設置者側の計算では昀高三七〇ＭＪ（文殊と同じ計算方法では約九三〇ＭＪ）とされていた。
連邦政府は、安全性について推進側の原子炉安全委員会（ＲＳＫ）と批判側のミュンヘン大学ヨハン・ベネケ博士グループという性格の異なるグループに安全解析を行わせ、「安全」「危険」の両方の結論を得た。一方、ブレーメン大学ドンデラー・グループは炉心崩壊事故による爆発エネルギーを計算した。後に州政府は、遷移過程研究の中心人物であったアメリカのセオファネスをリーダーとするグループに申請者側の計算についての「再検討と評価」を依頼した。
（二）　ドンデラーは安全側に立った計算を行った


ドンデラーはＳＩＭＭＥＲコードを使用して、初期遷移過程で再臨界に達した場合の爆発エネルギーを計算し、昀大の場合には八〇六ＭＪ（七〇立方メートルまでの等エントロピー膨脹換算、一気圧までの膨脹２換算すると二〇一二ＭＪ）となり、申請者が計算した三七〇ＭＪの約二・二倍の数値がでることを示した（甲イ三九九号証）。この計算に対してカールスルー工研究所グループは、入力数値が間違っているとか実験で確認されている現象を考慮していないとか主張して批判する（乙イ一九、Ｐ２証人四八回七九５八五頁）．が、同グループの計算には、初期遷移過程におけるチューニング現象（甲イ三七七号証）が全く考慮されておらず、更に移動していた燃料が再集合する時に、燃料・ナトリウムの相互作用によって燃料の動きが加速されることなど厳しい結果をもたらす事象を考慮していない。これで
は出
力エネルギーが低くなり、過小評価となってしまう。炉心㈱崩壊事故の計算においては安全側に立った仮定がもちいられるべきである（甲イ第四〇七号証七頁）。（三）　セオファネスは「設置者側の事故解析が証明できるとは確認できない」と
した
セオファネスは、チューニング及び全炉心プールの揺動などを重視して設置者側の評価を再検討した結果、結論として三七〇ＭＪの機械的エネルギーの放出を越えるような事態を実質的に排除できるとするＳＮＲ三〇○設置串請者の事故解析が、証明できるとは確認出来ない」とした（甲イ第四〇七号証五～六頁）。この結論について、ヨハン・ベネケは「セオファネスらの結論によると、いくらぐらいのエネルギーがでてくるかという上限を設定することを一貫性をもった形で証明するための実験ベースというものが一切ない。一貫した形で総合的に見るためのテスト設備は存在せず、理論的にも一貫したものがない。三七〇ＭＪというエネルギーの上限についても上限であるとは言い切れない」と述べている（甲イ三〇六・九～一〇頁）。
（四）　炉心崩壊事故論争はＳＮＲ挫折の大きな理由の一つとなったＳＮＲ三〇〇が中止になった理由は、財政的な面もあるが、同炉の関係者が州政府とのやりとりで現在問題とされている事項として「炉心崩壊事故評価以外にもチェルノブイリ事故、アルメニアのナトリウム火災、英国ＰＦＲのＳＧ事故」をあげているように（甲イ三七三号証六九頁）、技術的な危険性も大きな問題となっていたのである。
２　クリンチリバー炉は爆発エネルギー逓減のために非均質炉心に変更した（一）　原子炉規制委員会（ＮＲＣ）は高い安全性を要求したアメリカではＥＢＲ―１の事故のあと炉心崩壊事故への関心が生まれたが、炉心が大きくなるにつれて爆発エネルギーが大きくなることから、爆発エネルギーが逓減される炉の設計が求められた。しかしそのような炉心の設計はなかなか困難であり、原型炉であるクリンチリバー炉の炉心設計としては、当初ボイド反応度の逓減を考えない均質炉心（注・もんじゅも均質炉心である）となった。しかし、規制当局であるＮＲＣは炉心崩壊事故時の安全性を懸念して、これを設計基準事故とすることを要求した。七九年のＴＭＩ事故の発生によって安全性への要求は高まり、一次系バウンダリに対する機械的エネルギーとしては一気圧までの膨脹で一二〇〇Ｍ
Ｊを要求した（Ｐ２証
人四八回九四～九五頁）。
（二）　均質炉心から非均質炉心へ変更して放出エネルギーを逓減した安全審査は七八年に中断し、炉心を均質炉心から非均質炉心にかえて八一年に安全審査を再開した。非均質炉心とは、中心部分を初め炉心内にプルトニウム燃料のないブランケットを円環状に配置した炉である（図６―４―８）。Ｐ２証人は、変更の理由として増殖能力が高まることなども挙げるが、昀も大きな理由は「ブランケット集合体を炉心の中心等に配置することにより、炉心の冷却材のボイド反応度を小さくすることができる」からである（Ｐ２証人四八回四三頁）。その結果、「ボイド反応度に関しては非均質炉心にすることによって約二分の一に下がっていますから、明らかに起因過程の現象は緩慢になっているかと思います」（四七頁）。
この非均質炉心について、セオファネスらが解析をし（甲イ三七七号証）、「均質炉心ではボイド反応度が大きいので過出力によって駆動された流量減少事故が避けられないが、非均質炉心ではボイド反応度は小さいので避けられる」「全炉心プールでエネルギー放出が計算される例として、半径方向の揺動があるが、非均質システムであるために出力分布が中心でピークになる形でないので、挙動は非エネルギー放出的となった」との結論を出した。均質炉心が非均質炉心と比較して格段に危険であることが裏付けられたのである。
五　炉心崩壊事故研究には実験的検証が少ない
１　実験は部分的現象についてのみ行われる
原子炉は巨大な技術の固まりであり、事故が発生した場合に、原子炉の中では種々の現象が複雑に関連し合う。時間的にも数々の因果関係が繋がって発展する。従って、事故の過程をそっくり模擬した実験を行うことは不可能である。そこで部分的現象に着目して実験することになるが、それにも予算的制約が存在する実験には、炉内実験と炉外実験がある。炉内試験とは実際に試験用原子炉を使い、その炉心内部に試験用の空間をつくり、その中へ燃料棒などの試験材料を入れて大きな反応度を与え、燃料破損状況などの現象を観察するものであるが、試験用原子炉の仕様によって試験できる領域・大きさ・得られるデータが制限される。なによりも、たとえ小さな炉であってもその建設と維持に金がかかる。炉外試験は液体の動きなどの特定の物理現象だけに着目し実験を行うが、実験は小さな部分だけ
で行われるから、複雑な現象


を呈する実機に応用する場合に、その手法が妥当かどうかが問題になる。２　燃料破損実験は少数本でかつ熱中性子によるものである燃料破損は起因過程の初期事象（甲イ第三八五号証、図６―４―１）であり、事故拡大の鍵を握るものであるが、日本ではもんじゅ用の燃料破壊実験は一切行われていない（Ｐ２証人第四八回一〇一頁）。アメリカのＴＲＥＡＴ実験、フランスのＣＡＢＲＩ実験やＳＣＡＲＡＢＥＥ実験で行われる燃料破損実験に使用される燃料棒の数は、ＴＲＥＡＴでは七本（一本を真ん中に、六本をその周囲にぐるりと並べたもの）まで、ＣＡＢＲＩでは一本、ＳＣＡＲＡＢＥＥでも昀大三七本である。もんじゅにおいては燃料棒一六九本で一つの炉心燃料集合体を形成し、炉心は一九八本の炉心燃料集合体と一七二本のブランケット燃料集合体で構成されている。つまり昀大の実験装置であるＳＣＡＲＡＢＥＥでさえも、燃料集合体一本の五分の一、炉心全体の一〇〇〇分の一しか模擬出来ていない。
更に問題となるのは、高速炉用燃料棒で実験したといっても、炉内実験用原子炉は熱中性子炉であるから、高速炉用燃料棒に照射される中性子は秒速二～三キロメートルの熱中性子であって秒速三万キロメートルの高速中性子ではないことである。燃料に照射された熱中性子はほとんど全て表面で吸収されて内部に入らないが、高速中性子の場合には表面で吸収されることなくほとんど内部に突入する。燃料破損は、表面のみならず内部における核分裂の発生と高温化が問題になるので、高速炉の中の燃料の様相を実験的に見たいというのならば、高速中性子を照射しなくてはならない（Ｐ１０証人四六回四八～五〇頁）。
３　燃料棒が中心で破損したデータがある
燃料棒が破損する場合、破損位置が燃料棒の中心であり、かつまだナトリウムが液体であって沸騰していない時には、正の反応度が突然大きく入ることになる。セオファナスは、この点について「液体状態のナトリウムが優位に満たしている集合体の中で、高出力位置（注・燃料棒の中心のこと）あるいはその近傍で燃料棒破損が起きる。そこは燃料反応度価値が昀大の位置である。上部と下部には核分裂生成物のガスが数百気圧溜まっている。他の位置にあった燃料棒が急速に移動してくる。出力が上昇する。もし、中心面より一〇～二〇センチメートル離れたところで起きれば、それより下にある燃料は反応度価値が低いところに移動して、出力が低下する」と述べているとおりであり、Ｐ２も証人尋問において認めているところである（Ｐ２証人四八回一一〇頁）突発的な出力上昇時に燃料棒が炉心の軸（上下）方向中心で破損するかどうかについて、動燃が作成した「高速増殖炉原型炉ＵＬ〇Ｆ現象の評価研究」（乙イ第一八号証八頁）の「未沸騰・部分沸騰集合体におけるバースト型燃料破損」の項では「破損口の位置というのは下の方から見てだいたい○・六五のところになっており、破損の発生位置を炉心の軸方向中心に固定する想定は、破損のメカニズムを無視した想定である」と記載し、Ｐ２は「ＣＡＢＲＩ試験の実験データを基にして書いてある話」だと証言する（Ｐ２証人四八回一一二頁）。しかし、セオファネスらはＴＲＥＡＴ―ＰＦＲ実験においては燃料棒の真ん中で破損したケースがあることを指摘し、真ん中で破損する可能性があることを強調する（Ｐ２証人四八回添付図面⑤１～２）。Ｐ２証人は、ＴＲＥＡＴ―ＰＦＲ実験のケースは計算コードの検証には適切でないので排除したと証言するが、その根拠は明瞭ではない。現実に中心で破損してピンの中の燃料が中心に向かって集まってきたことが確認されているのであり、又、もともとデータの数が高々一〇とか二〇とか少ないのに計算コードにあう適切なデータのみを採用して他を捨ててしまうことは「あまりにも恣意的かつ非科学的」である。
４　破損口が三〇センチメートルとなる恐れは存在する。被告動燃は燃料破損口の長さを「五センチメートルとするのが妥当」とするが、ＴＲＥＡＴ―ＰＦＲ実験で、まず少しだけ破損し、○・○〇四一秒後には全長の七〇パーセント近くが破損したという実験データが存在する（Ｐ２証人四九回六～九頁）。燃焼末期には被覆管がもろくなっており、燃料棒内部のガス圧が数百気圧と極めて高くなっていることを考えれば、破損口を三〇センチメートルと仮定することはそれほど不自然ではなく、かえって五センチメートルに固執する方が非科学的だといえる。
５　溶融プール実験は茶筒の大きさの実験に過ぎない
全炉心プールが揺動することに関する実験はわずかである。一つは、Ｗ・マシェツクの実験であるが、これは「アクリルの円筒形の容器の中で、ちょうど茶筒の中に水を入れたようなものを逆向きに伏せておいて、その茶筒をぱっと取り除いたと
きに、液体がつぶれて移動していきますが、そ


れを実験したもの」（Ｐ２証人四八回一二九～一三二頁、添付図面⑥の１～２）である。しかし、外容器の直径は四四センチメートル、茶筒の大きさは直径一一センチメートルであり、実際の炉心と比較してあまりにも小さく、又沸騰している混合物の液体を常温水で模擬するのであり、とても全炉心プールの揺動を模擬できる実験ではないと考えられる。セオファネスが「この実験が揺動運動の本質をとらえているかということには強い疑問をもっている」と述べている通りである。他の実験としては、Ｐ２証人は「二ミリメートル程度の大きさの円筒状の粒子をいれておきまして、粒子が混ざっていることによって液体の揺動がどのように影響されるかということを調べた実験が行われ、固体の粒子が混ざることによって、液体の運動がかなり抵抗を受けて大規模なスロッシングが抑えられていたと、そういう結果でした」と述べる（Ｐ２証人四九回一〇～一二頁）程度である。その他の実験としては、半径四六センチメートル高さ九五センチメートルのドラム缶に水を入れて下から気泡を入れてその挙動を調べたりしているが、実際の炉心と比較してあまりにも小さすぎ、又、実際に炉心崩壊事故が起こった場合には燃料や構造材が溶融混合し、温度も二五〇〇℃程度と非常に高温になって、しかも、反応度が大きくなったり小さくなったりしながら、核分裂数が増えたり減ったりしている複雑状態であると思われるから、実験としては妥当ではない。６　燃料の沸騰実験は直径六センチメートルのるつぼで行われたのみＰ２証人は、燃料を溶融させて沸騰させる実験は実際に行っていると主張するが、ＳＣＡＲＡＢＥＥにおける実験は、直径六センチメートル高さが二〇センチメートル程度のるつぼに燃料をいれ、中性子を照射して溶融沸騰することを調べたものであって液体の上面が上下することがわかる程度であり、揺動（スロッシング）を調べたものではない（Ｐ２証人四九回一八～二八頁、添付図面⑨～⑪）。
７　実験は僅少で、しかも今後行われる状況ではない
一九八九年には被告動燃大洗工学センター安全工学部高速炉安全工学室の研究者は、実験がまだまだ僅少であると嘆いている（甲イ三七三号証七六頁、八三頁、八六～八七頁、九一頁）が、その後の実験に関して暗い見通しを持っていた（同六八頁）とおり、ドイツ、フランスも高速増殖炉から撤退した現在では国際会議でも高
速増殖炉
の研究発表は極めて少なくしかも日本からのみであるから、もはや実験的検証は行われていないと言っても過言ではない。
もともと高速増殖炉の炉心内部の核的特性についてはわからない部分が多い。わずかの実験をやったからといってそれで全てがわかるわけではない。日本原子力研究所のＰ２０が「例えば液体金属冷却高速炉のように、動特性挙動に未知な要素が多い炉は、一つや二つの破壊実験を行ってみる価値は十分にある」と言った上で、「しかしこの実験結果は、必ずしもその原子炉を代表する反応度事故であるとはいえない」と述べている（甲イ三七八号証四〇頁）通りである。六　もんじゅ原子炉が炉心崩壊事故に耐えられるとしたのは重大な誤り１　安全審査時のモデル－約三八〇ＭＪの爆発エネルギー算定の根拠は不明（一）　許可申請書の「技術的には起こるとは考えられない事象」には、次の五つの事象が挙げられている。
（１）　局所的燃料破損事象
ａ　燃料要素の局所的過熱事象（燃料要素の中にプルトニウムが高い割合で含まれたペレットが誤って入った事象）
ｂ　集合体内流路閉塞事象（異物が入り込んで燃料集合体の中のナトリウムの流れが停止した事象）
（２）　一次主冷却系配管大口径破損事象
（一次主冷却系配管がギロチン破断し冷却材が流出した事象）
（３）　反応度抑制機能喪失事象
ａ　一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象
（一次系のポンプがトリップして流れが減少したときに原子炉停止機構働かない事象）
ｂ　制御棒異常引抜時反応度抑制機能喪失事象
（制御棒を誤って引き抜いたときに原子炉停止機構が働かない事象）しかし、原子炉にとって厳しい事故を考えたといっても、１ａと１ｂと２では、原子炉停止機構は働くと仮定されているので結果はそれほど厳しくはならない。例えば２のように、一次主冷却系配管がギロチン破断したときに原子炉停止系が働かなかったら、それこそ炉心からはナトリウムが無くなって、燃料棒がむきだしになったのに制御棒は挿入されずに燃料は燃えっぱなしと言うのだから、燃料はすぐに溶融爆発すると思われるが、被告動燃は、そのような過酷な事故は考えていない。解析では、ナトリウムの温度が上がったことを検出して制御棒が挿入されて事故は収束するとしているのである。従って、１ａと１ｂと２の三つは流量喪失時緊急停止失敗事故（ＵＬ〇Ｆ）でも過出力時緊急停止失敗事故（ＵＴ〇Ｐ）でもないことになる。そうすると、厳しい結論になるケースは、３ａのＵＬ〇Ｆであり、また３ｂのＵＴ〇Ｐということになる。許可申請書では３ａの方が厳しい結論が出されているのでそれを見てみると、原子炉の内部では次のようなことが起こると仮定されているようである。
（二）　まず、定常運転をしているときに、何らかの原因（例えば落雷）で外部電源がなくなって常用二母線の電源も喪失し、一次系と二次系の主冷却系循環ポンプが全数（それぞれ三系統あるがその全部）同時に止まってしまった。当然ナトリウムの流れは減少するので冷却能力が減り、ナトリウムの温度は上昇する。本来であれば、ナトリウムの温度上昇を検出して制御棒が急速に自動的に降りてくるはずだが、それも何らかの原因（例えばブレーカーの固着）で降りてこず、原子炉の緊急停止に失敗する。ナトリウムは沸騰し、燃料は高温となって自分も溶けるとともに被覆管などの構造材も溶かしてしまう。溶けた燃料はスランピングして下方に寄り集まり、被覆管なども下の方に移動する。反応度が加わって即発臨界に達する。その時の反応度挿入速度は、反応度を「ドル」という単位で表して、毎秒約三五ドルとなる。一ドルが即発臨界の反応度であるから、非常に大きな反応度だといえよう。


原子炉容器の中の燃料は急激に高温になり気化して炉心は大きく破壊される。高温高圧になった炉心は激しく膨張し、原子炉容器を破壊しようとする。その爆発エネルギーは約三八〇ＭＪ（ＴＮＴ火薬約八六キログラム分）と計算されている。原子炉容器等の構造物については五〇〇ＭＪ（ＴＮＴ火薬約一一三キログラム分）の圧力加重がかかってもゆがみを生ずるだけで破壊されないものとされているので、ナトリウムは漏れず、従ってプルトニウムなどの原子炉の外に出ないので安全だと評価されているが、具体的な爆発の経過は申請書の記載からは読みとれない。
ただ、三八〇ＭＪであるとの結論がだされているだけである。２　「九九二ＭＪの爆発エネルギー」となったモデルは非科学的ではない（一）　問題は、被告動燃が計算した「約三八〇ＭＪ」が、考えられる昀大の機械的エネルギーかどうかである。これよりも大きなエネルギーが発生するような事故が起これば、原子炉容器は爆発力に耐えきれずに破壊され、内蔵したナトリウムはおろかプルトニウムも飛び散り、悲惨な結果に結びつくからである。被告動燃は、許可申請書中では約三八〇ＭＪは昀大の値であり、原子炉容器の設計値は五〇〇ＭＪまで耐えられるとしているが、実は被告動燃自身が「昀大エネルギーのケースでは九九二ＭＪ」とする計算を行っていた（「高速増殖原型炉もんじゅＨＣＤＡ解析－ＳＩＭＭＥＲ２コードによる炉心崩壊後の膨張過程予備解析」一九八二年三月、甲イ第三〇八号証三八頁）。被告動燃はこの報告書を「開示制限」として限られた関係者だけに配布し、複製・転載・引用などを絶対に行わないよう厳重に管理することを求め、この報告書の存在をひた隠しに隠してきたのである。原告等が入手したこの報告書には、許可申請書と同じ方法による計算では、「昀も大きい放出エネルギーのケースは九九二ＭＪ（ＴＮＴ火薬約二二五キログラム相当）である」とされている。これは許可申請書に記載された約三八〇ＭＪと比べてはるかに大きく、被告国も認めた原子炉構造物の昀大圧力荷重五〇〇ＭＪの二倍近くになるので、とても容認できない値である。
（二）　被告動燃はこの計算について、「燃料の破損口を三〇センチメートルにした計算」であり、単にパラメータ研究をしたに過ぎず、三〇センチメートルという仮定は非科学的で採用しがたいと主張する。しかし、この主張は間違っている。まず、実験データの捉え方が間違っている。前述した実験結果によれば、燃料棒がわずかに破損してその直後に破損の長さが一気に拡大したケースも存在する。三〇センチメートルの破損口を想定することが非科学的であるとはとても言えない。被告動燃は、燃料棒が棒の中心で破損する仮定は非科学的であるとして、何等の根拠も挙げないまま、棒の中心で破損したデータを取り上げようとしないが、自己に都合の良い実験データのみ採用して他を捨てることは「あまりにも恣意的かつ非科学的」である。
わが国の安全審査における炉心崩壊事故の解析では保守的な条件が要求されていない。もんじゅの行政庁審査の際に科学技術庁の技術顧問として参加したＰ８証人は「多重性を有する安全系の不作動を仮定する、つまりロフ（Ｌ〇Ｆ）でやってアンプロテクティブ、もう制御棒が入らないと言う極めて保守的な過程を想定しているのだから、解析条件に保守性を取り込むと、事象の推移が実態とかけはなれたものになる」と主張するが、炉心崩壊事故の仮定と計算上の仮定を混同していると言わざるをえない。Ｐ１０証人が述べるよう
に「設計基準事故を超えるような事故のストーリーを立てる話と、そのストーリーに基づいて具体的な計算を行うという話をご汚やごちやにしていると、混同していると思います。つまり今回の炉、心崩壊事故の計算のように、その実際の計算の場で、保守的な計算条件をおかなければ結果は何倍にも変わるわけですから、たとえストーリーのときにいくら仮定をおいても計算のしようによっては、極めて結果を小さくおさえることは可能になる」（Ｐ１０証人四六回六〇～六二頁）のであって、恣意的な結論を出そうと思えば出せることになる。実験データとして燃料棒の破損口が一気に拡大したデータを安全側の解析として採用すべきである。
３　被告動燃の「一一〇ＭＪ」計算は安全側でない仮定の結果である（一）　被告動燃は、もんじゅでは起因過程においては機械的炉心崩壊過程に進展せず、遷移過程に移行し、遷移過程で昀も保守的に想定したケースでは再臨界になるがエネルギーは一一〇ＭＪであるので、もんじゅの安全審査時の解析は保守的であるとする。しかし、遷移過程で炉心周囲が固化してボトルのようになり、その中に封じ込められた燃料やラッパ管等の溶融物質が、チューニング及び揺動（スロッシング）を起こして、何回かの揺動の後に再臨界を起こして激しく爆発する可能性を否定できないのに、被告動燃は、燃料が半径（水平）方向に逃げ出したり、制御棒案内管を通ってボトルの外に出ていくことを大きく見積もった結果、右の数値を導き出している。この数値が昀大の数値であるとの保証は全く存在しない。４　パラメータを変えればもっと大きなエネルギーが出る（一）　パラメータを変えれば幾らでも結果を変えられる。昀高エネルギーとして九九二ＭＪという数字が出ている計算についてＰ８証人は、「ええ、九九二というのは聞いたことはございません」とした上で、「これは、先ほど申し上げましたように、いろんなパラメータ計算をやれば、幾らでも大きな数字が出てくるわけでございます」と述べ、原告代理人の「結局これは紙の上の計算なんですね．現実には」との質問に対して「そうですね」と同意している（Ｐ８証人二〇回二二～二六丁）。
（二）　計算コードは、わずかにパラメータを変えれば結果が大きく変化するという特質を持っている。そもそも計算コードに不適切な部分があることは、Ｐ２証人
もドンデラーの計算に関して「このコードのプログ
ラミングの一部に不適切な部分があって、それがたまたまドンデラー氏の行った計算において表面化、顕在化したと言うことだと理解しております」と述べ（Ｐ２証人四八回八三頁）、コードが不安定であることを認めている。また、初期条件を少し変えれば結果は大きく変わり、「台風の道筋を計算するよう」に予測しにくいとされている（甲イ第三九〇号証）。