また、志賀原発訴訟第一審判決（金沢地裁平成六年八月二五日判決＝判時一五一五号三頁）も、「本件原子力発電所の安全性については、まず、被告において、相当の根拠を示して安全性に欠けるところがないことを明らかにすべきであり、被告がこれを行わない場合には、本件原子力発電所は安全性に欠けるところがあるとの事実上の推認が働くと解するのが相当である」と判示している。この考え方は、伊方原発訴訟上告審判決（昀高裁平成四年一〇月二九日判決＝判時一四四一号四七頁）の「当該原子炉施設の安全審査に関する資料をすべて被告行政庁の側が保持していることなどの点を考慮すると、被告行政庁の側において、まず、その依拠した具体的審査基準並びに調査審議及び判断の過程等、被告行政庁の判断に不合理な点のないことを相当の根拠、資料に基づき主張、立証する必要があり、被告行政庁が右主張、立証を尽くさない場合には、被告行政庁がした右判断に不合理な点があることが事実上推認されるものというべきである」との考え方を民事差止訴訟の場で展開したものであると評価されており（交告尚史「東北電力女川原発訴訟判決の論点」ジュリスト一〇四九号三九頁）、原子力発電所に対する民事差止訴訟における確定した判例というべきである。
第四　本件における立証の負担の具体的内容
以上のとおり、「もんじゅ」の安全性については、被告の側において、まず、その安全性に欠ける点のないことについて、十分な根拠を示し、かつ、非公開の資料を含む必要な資料を提出したうえで立証する必要があり、被告が右立証を尽くさない場合には、「もんじゅ」に安全性に欠ける点があることが事実上推定（推認）されるものと解すべきである。
これを具体的にいえば、まず、被告側において「もんじゅ」の機器の具体的な設計とその機能を明らかにし、設計基準事故の選定、事故を模擬した実験、事故時の安全解析の内容を確定して許可申請を行い、これについて安全審査を受けて許可さ
れた状態であることをまず立証する必要
がある。原告らは、このような被告の立証を踏まえて、実際の事故の経過と矛盾する点、選定された設計基準事故が過小であること、実験の条件の選定が不合理であること、解析の手法における疑問点などを具体的に論証して、「もんじゅ」に安全性に欠ける点があることを論証することになる。
そして、本件訴訟において、「もんじゅ」に安全性に欠ける点があることは、原告らがこれを立証してきたうえに、何より、現案に発生したナトリウム漏洩事故とその原因究明の中で突証されたものというべきである。なお、同様の判断手法を用いて検討した結果、操業の差止を認めた判例として、産業廃棄物昀終処分場使用操業差止仮処分事件決定（仙台地裁平成四年二月二八日決定＝判時一四二九号一〇九頁）があり、同決定は、「一般の住民が、専門業者を相手として、業者の営業に関して生じる健康被害・生活妨害を理由に、操業差止めを求めている事案においては、証明の公平な負担の見地から、住民が侵害発生の高度の蓋然性について一応の立証をした以上、業者がそれにもかかわらず侵害発生の高度の蓋然性のないことを立証すべきであり、それがない場合には、裁判所としては、侵害発生の高度の蓋然性の存在が認められるものとして扱うのが相当である」という前提のもとに、「債務者がこれまで呈示した本件処分場からの浸出液汚染防止方策は、どれも決め手を欠く内容のものである。」として、産業廃棄物昀終処分場の使用操業の差止を命じている。
第四章　差止の利益と審理対象
第一　もんじゅの建設、運転の現段階と被告の主張
「もんじゅ」は、昭和五八年五月二七日付で内閣総理大臣の原子炉設置許可を受け、昭和六〇年八月二日付で原子炉格納容器等について科学技術庁長官の設計及び工事の方法の認可を受け、その後、三度の原子炉設置の変更許可を受け、八度の設計及び工事の方法の認可を受け、これに基づく原子炉建物等の工事及び機器・配管の据付工事を行い、各工事完了の程度に応じて、逐次、通産大臣の試験使用承認を得て、原子炉等規制法及び電気事業法に基づく科技庁長官の使用前検査を進め、同検査の一環として、電気出力約四〇パーセントの状態で原子炉の緊急停止試験（プラントトリップ試験）を行うため、平成七年一二月六日二二時に原子炉を起動し、その後、原子炉出力約四五パーセントに向けて出力上昇操作中であったところ、同
月八日一九時四七分、原子
炉出力が約四三パーセントに上昇した段階で警報が鳴り、本件事故が発覚したたため、原子炉施設の大部分について、使用前検査が終了するに至らないまま現在に至っている。
本件事故の際に制御棒を全数挿入し、核分裂の連鎖反応を停止させた低温停止状態に移行しており、現在は、崩壊熱の発生量が冷却系その他自然放熱量を下回るため、ナトリウムの温度を融点以上に保つため、ヒーターにより加熱しなければならない状態である。また、本件事故後に二次主冷却系ｃループの温度計及び配管の一部などが撤去されたため、一次主冷却系及び二次主冷却系の各ｃループを使用することができず「このままの状態では原子炉を起動することはできない。ところで、被告は、以上の状態を前提として、「安全総点検」の結果を踏まえた変更許可申請等と同許可等が出されるまでは、現実には、原子炉を運転する可能性はないから、人格権、環境権侵害の危険性はないと主張するが（被告動燃準備書面（一四））、「安全総点検中」であっても、建設・運転の差止は認容されるべきであり、被告の右主張は理由がない。
第二　安全総点検中であっても建設運転の差止が認められるべきことすなわち、安全総点検はナトリウム漏洩火災事故に対する対策の問題に限られていてそれ以外の問題については何ら対策がとられる予定はないうえに、安全総点検中であっても、本件原子炉設置許可処分に基づく建設・運転が可能である以上、その建設・運転の差止を求める利益はあるものと解すべきである。これは完成前の原子炉につき、未だ運転行為に向けて建設等の準備が進行している段階においても、妨害予防請求としての建設・運転の差止が可能であることと理論的には全く同じであり、事実、後者について、未だ不確定な将来の設置許可変更の可能性や使用前検査等を理由として、建設・運転の差止が許されないとする見解は存在しない。
被告は、「安全総点検中」であると主張するが、安全総点検と改善策は、法的根拠のない、被告の内部的な作業に過ぎず、国会による予算措置も講じられておらず、本件原子炉設置許可処分に対する変更許可等の許認可はおろか、その申請も出されてはいない。
また、被告が行おうとしている改善策の内容は、「もんじゅの安全総点検」実施状況とりまとめ（乙イ二五）等の証拠によっても、具体性を欠いていて、不確定で
あるうえ、被告の主張する対策が改善策として十


分であるとの実証的裏付もない。たとえば、今回のナトリウム漏洩事故により、燃焼して高温になったナトリウムが落下して床ライナーに穴があき、ナトリウムコンクリート反応が起きて水素爆発が生じる危険性があることが明らかになったが、被告による「施設の改善」の内容では、床ライナー自体については現状のままであり、他の組合せでカバーしょうとしているに過ぎず、これでは床ライナー自体の根本的欠陥をそのまま持ち越すことになり、十分な改善策と言うことはできない。さらに、蒸気発生器の細管破断の問題についても、被告は、「想定事故条件によっては安全裕度が少ないケースもあることから、（中略）、蒸気ブローダウンにおける伝熱管内圧力・温度の早期低減対策（例えば蒸気放出弁の増設）等の安全向上策を講じることとする」（被告準備書面（一四）六〇頁）として、施設の改善策の内容が一義的に確定してはいないことを認めている。
加えて、被告は、本件原子炉設置許可処分の取消や運転停止命令（原子炉等規制法三三条）も、また施設使用の停止等の命令（同三六条）も受けていないから、「もんじゅ」は、本件設置許可にかかる基本設計による現在の設備を前提とした建設と運転（当面は使用前検査としての運転）が可能な状態にあり、未だ建設と運転の恐れはあるというべきである。
以上のとおり、被告の主張する「安全総点検」は、未だ不確定な作業予定に過ぎず、まして改善策として十分であるとの実証的裏付もないうえに、現状における「もんじゅ」は、本件原子炉設置許可処分に基づく運転を予定し、かつ、それが可能な法的状態にあるのであって、また、「安全総点検」はナトリウム漏洩火災事故に対する対策の問題に限られていて、それ以外の問題については何ら対策がとられる予定はないことから、原告らは、そのような状態にある「もんじゅ」につき、建設・運転の差止を求めているのである。
すなわち、本件「もんじゅ」民事差止訴訟における審理対象は、本件原子炉設置許可処分に基づく建設・運転の可能な状態にある現在の「もんじゅ」そのものであるというべきである。
被告動燃は、今後、安全総点検の結果を踏まえた改善策を施し、必要な法律上の手続きを履践して、安全確保の考え方が現実の施設に反映していることの確認を得て、より一層安全性及び信頼性の向上した施設として、運転に供することを予定し
ているから、「改善策の施さ
れたもんじゅ」が差止請求の対象となる「もんじゅ」であると主張する。そして、被告動燃は、改善策として「運転手順書を整備すること」「教育訓練内容を改善すること」「セルモニタ、カラーテレビ、総合漏えい監視システムを設置すること」「ドレン配管の追加・大口径化」「換気空調設備の自動化」「部屋の区画化」「壁・天井への断熱構造物の設置」「窒素ガス注入設備の設置」などを羅列する。そして「改善策を前提に解釈評価した結果床ライナの健全性は損なわれないことを確認した」と自画自賛する。
しかも、被告動燃は、改善策は科学技術庁の「もんじゅ安全総点検チーム」からも原子力安全委員会によっても妥当と認められたと主張し、あたかも、改善策の実現には何の支障もなく、改善策を施されたもんじゅが運転に供されるかのように思わせようとしている。
しかし、改善策を施されたもんじゅが運転に供される可能性は現時点＝口頭弁論終結時には全く存在しない。従って、以下に簡単にまとめた理由で本件訴訟の対象は「設置許可処分が予定しているもんじゅ」である。
①　被告は「もんじゅは総合機能試験・性能試験の途中であり使用前検査も終了していないので未完成・建設途上である。建設途上の設備については、被告が予定している設備が判断の対象となる」と主張するが、もんじゅは臨界に達して発電もしていたのであるから建設途上とは言えない。現在のもんじゅは事故を起こして止まっており今後の処分の目処が立っていないと言う状態であるから、状況が全く異なる。
②　原告が訴訟を提起した時にはたしかにもんじゅは建設途上であったが、その目標ないし内容は許可処分によって基本設計ないし基本的設計方針が確定していた。しかし、現在では「改善策」の内容も不明確であり、後述するように被告国（「訴外国」と改める。以下同じ。）と被告動燃との間でさえ考え方を異にしている。③　原子炉の設置・運転は許認可事業であり、「改善策」が実施されるためには、「変更許可申請」が出され、それについての安全審査が行われ、許可ないし認可を受けなければならないにもかかわらず、現在その目処は立っていない。ところで、おかしなことに、改善策の内容は、被告動燃と被告国とで明確に異なっている。
被告国は、「本件原子炉施設で燃焼実験Ⅱで観察された腐食が発生したと仮定した場合、床ライナの減肉量は、昀大で五・二ないし五・五ミリメートルになりうる」と認めた上で、この程度の減肉なら「減肉量に相応した板厚等を採用するなどの具体的設計段階における対処によってライナの機械的健全性を維持することは十分に可能である」と主張し、Ｐ８陳述書（乙イ四五号証）やＰ１２証言等を引用する。
たしかにＰ８陳述書六頁には「界面反応による腐食に対しては、減肉量に相応した板厚等の具体的設計によってライナの機械的健全性を維持することは十分可能です」と記載されており、また、Ｐ１２証人は肉厚について「一〇ミリメートル、一五ミリメートル」という数字を口にしている。しかし、床ライナの厚みが増す程、高温のナトリウムと接触する床ライナの表面と、反対側の裏面との間に生ずる温度勾配が大きくなり、それにつれて、コンクリート床上に設けられたフレーム（止め枠）に各所で溶接止めされている床ライナにも異常な力が加わって変形も深刻かつ複雑になってくる。もちろんこのような変形は厚さ六ミリメートルでも生ずる。しかし、首の皮一枚であると計算した被告動燃の解析では、使用した計算コードＡＳＳＣＯＰＳが単純なモデルに基づいているために、ナトリウムの落下が長引けば長引く程複雑さを増してくる床ライナの内部の温度勾配や変形まではとても計算できない。それでナトリウム落下中は床ライナには温度勾配も変形も生じないとして、その中心での温度妬を平均温度とし、それに基づいて腐食量を算出することしかやっていない。だから、被告動燃の計算結果も近似に過ぎず、実際の床ライナでは、計算よりも腐食が進む箇所も、その逆の箇所もあるし、変形の歪みによってひび割れする可能性もある。床ライナの厚みが増えれば増える程、床ライナの腐食量を推定するのに被告動燃が採用した計算方法の結果と実際の床ライナの損傷状態との間の乖離が大きくなることは、金属工学の専門家なら熟知していることである。Ｐ８証人は、科学的誠実さに欠けた証言をくり返しており、右陳述書も、自己がナトリウム漏えい火災事故の調査には全くタッチしていないにもかかわらず、また、金属工学の専門家でもないにもかかわらず、極めて「政治的に」あるいは「思いつき的に」述べられている。被告国の主張は全面的にＰ８陳述書に依拠しているが、Ｐ１２証人も「肉厚をあんまり厚くし過ぎますと、例えば熱膨張等で、多少ひずみが出たりしますと、かえって困ることがあります」（Ｐ１２一一八頁）と述べているとおりである。


被告国が、何ゆえに「床ライナの肉厚を厚くする」ことを主張しているのか原告は理解することができないが、とにかく被告国の主張は「減肉量に相応した板厚等を採用するなどの具体的設計段階における対処」である。一方、被告動燃の言う改善策は前述した通りであり、そこでは「肉厚を増やす」との提案は全く出ていない。
このように、被告動燃と被告国との間で、改善策について大きな食い違いが生じていると言うことは、改善策なるものが、状況次第でさまざまに変わりうると言うことである。これは、改善策の不確実性を意味するものであり、このような「改善策をほどこされたもんじゅ」なるものは、あいまいすぎて、審理の対象になりえないことは明らかである。
第三　同種判例も現状を前提として判断していること
同種事案に関する判例を検討しても、蒸気発生器の伝熱管が破断する危険性が争点となった高浜原発訴訟判決（大阪地裁平成五年一二月二四日判決＝判時一四八〇号一七頁）は、判決の直後である平成六年一月から蒸気発生器の全面的な取替え工事が予定されていた高浜原発二号機について、右蒸気発生器の取替え工事が予定されていることを考慮の外に置き、現状を前提として、伝熱管が破断する危険性如何につき判断しているが、これも差止訴訟が現状を前提として判断すべき性質のものであるからにほかならない。
また、神戸地裁伊丹支部昭和四九年二月二五日決定（判時七四二号九一頁）は、公害防止条例に基づき建設許可を受けている生コンクリート製造会社の生コン工場建設につき、県から建築基準法違反が是正されるまで工事中止を勧告、され、会社もこれを受諾して工事を中止し、改善工事を行う可能性もある場合においても、粉塵、排気ガス、水質汚濁、騒音等の公害が発生して生活環境が破壊されるおそれがあることを理由とする周辺住民の生コン工場の建設禁止仮処分申請を認容している。これは、生コンクリート製造工場の施工者が建設工事を中断しており、「工場よりの粉塵発生は県の防止条例の基準内に抑えるほか、排水、水質汚濁、騒音等についても被害が出ないように配慮する」旨主張し、今後改善工事を行う可能性があるとしても、現状の施設を前提とする限り、粉塵、排気ガス、水質汚濁、騒音等の公害が発生して生活環境が破壊されるおそれがある以上、現状を前提として、建設
禁止を命じるべきであ
るとの考えに基づくものである。
第四　設置変更許可申請の可能性は差止の判断には影響しないこと以上のとおり、現状では危険であることの明らかな「もんじゅ」については、正に本件原子炉設置許可処分に基づく現状を前提として、その建設・運転の差止が認められるべきであり、「安全総点検中」であること、また、設置許可処分等の変更の可能性があることいった不確定な要因をもって、その建設・運転の差止の可否が決せられてはならない。
第五章　もんじゅの潜在的危険性の根源―放射能
第一　危険性の根源
一　放射能の危険性
１　もんじゅの潜在的危険性
高速増殖炉もんじゅの潜在的な危険性とは、その運転時に核燃料物質であるプルトニウムとウランの混合酸化物を燃料として燃焼させるため、燃焼の際に燃料のプルトニウム二三九を含む人体に有害な放射性物質が大量に原子炉内に発生することである。原子力発電所では、その構造上、原子炉内の燃焼によって発生した放射性物質をすべて原子炉内に閉じ込めることはできず、運転時に環境へ一定量放出することが避けられない。
また、原子力施設も人工の施設である限り、どのような安全上の対策を講じたとしても、絶対的に原子炉格納容器そのものが破壊されるような事故を発生させないようにすることが不可能なことは明らかである。
一度原子力発電所で原子炉格納容器が破壊され炉内の放射能が環境へ放出される事故が発生すれば、全世界的な規模での放射線汚染は広がり、その被害が甚大かつ深刻なものになることはチェルノブイリ事故の現実が如実に示している。
２　放射線の種類と人体への影響
（一）　放射線は、電子等の荷電粒子及び中性子等の非荷電粒子からなる粒子線と電磁放射線とに分かれる。粒子線であるベータ線、アルファ線、中性子線、電磁波であるエックス線、ガンマ線等は物質と反応してその物質を電離させる能力があり、総称して電離放射線と呼ばれる。
放射能という言葉は、もともと放射線を出す能力を指す言葉であるが、その能力をもつ放射線物質の意味に使われることが多い。
（二）　アルファ線は、ヘリウムの原子核（アルファ粒子）が高いエネルギーを持って飛んでいる粒子の流れである。物に当たるとその表面近くで止まってしまい、貫通力はない。ところが、そのわずかな間に持っていたエネルギーのすべてを与えることになるので、当たった部分に対する破壊力は極めて大きく、人体に対して危険度の高い放射線の一つである。アルファ線を出す物質には、ウラン、プルトニウム、ラジウムなどがある。
（三）　ベータ線は、電子の流れで、マイナス電荷を持った電子が多い。薄い紙などは貫通するが、薄い金属板などで止められてしまう。原子炉の中でウランが燃えてできる死の灰のほとんどは、べータ線を出す。
（四）　ガンマ線は、基本的には光と同じ性質を持ち、光よりエネルギーの強い電磁波である。貫通力が強く、人体に対して奥深くまで入ったり、突き抜けたりする。ガンマ線はふつう、アルファ線やべータ線といっしょに放出される。
３　放射線による被曝の人体への影響
（一）　人体はタンパク質などの一種の化学物質でできているが、それらの化学結合は電子がつくっている。そのような物質中の電子を跳ね飛ばすことを電離という。放射線が人体に入って来たり突き抜けると、自分が持っていたエネルギーによってこの電離を起こす。
放射線のエネルギーは化学結合をつくっている電子よりもはるかに大きいので人体に放射線が通ればかならず傷つく。とくに、細胞核中の染色体とその上に配置された遺伝子（ＤＮＡ）が傷がつくことが問題で、それがすぐに障害になるとは言えないが、この傷がさまざまなかたちで顕在化する。それが放射線の影響である。（二）　人間の放射線による被曝には、人体の外部に存在する放射性物質からの放射による外部被曝と、呼吸や食物、飲料水などの経路により環境に放出された放射性物質を摂取して体内に取り込み、人体内部に取り込んだ放射性物質からの放射による内部被曝とがある。


外部被曝の場合、アルファ線やベータ線のような透過力の小さい放射線の場合は、身体内部の諸器官はほとんど被曝せず皮膚のみにとどまるが、ガンマ線のように透過力の大きい放射線の場合は、身体内部の諸器官も含め全身がほぼ均等に被曝する。これに対し、内部被曝の場合は、体内に取り込まれた放射性物質から放出される放射線のエネルギーが、直接身体内部の諸器官に吸収されることになり、アルファ線やべータ線は、そのほとんどのエネルギーを周囲に与えることになる。（三）　放射線による被曝は、外部被曝で大量の放射線を皮膚にあびたとしても痛覚や温覚がなく、呼吸や食物等を摂取することにより内部被曝した場合にも、嗅覚や味覚で感じとることができないという特徴があり、そのため個人のみの知識・力
量だけでわが身を
被曝による影響から守ることは不可能である。
４　放射線の人間に与える障害の種類
（一）　身体的障害と遺伝的障害
放射線の人間に与える障害には、被曝した個人に現れる身体的障害と、その被曝した個人の子孫に現れる遺伝的障害とがある。遺伝的障害は、放射線の照射により、ＤＮＡの塩基配列が変えられてしまう突然変異や、染色体の構造自体やその数まで変えてしまう染色体異常があり、生殖細胞またはその原基細胞に起きることにより、その子孫にもたらされる遺伝的影響による障害である。
（二）　急性障害と晩発性障害
身体的障害には、短期間に比較的高線量の放射線を被曝した場合、吐き気、倦怠感、下痢、白血球の減少、脱毛、紅紫斑、水泡、皮膚炎、急性潰瘍等の症状を引き起こし、高線量被曝の場合には死に至る急性障害と、短期間に高線量の放射線を被曝したときだけでなく、低線量の放射線を長期間被曝した場合、数カ月から数年以上、長い場合には数十年の潜伏期間を経て、白血病その他の癌、白内障、寿命短縮、生殖力や免疫力の低下等の症状をもたらす晩発性障害とがある。急性障害は、全身または身体の大部分が短時間におよそ二〇ラド（〇・二グレイ）以上の被曝を受けた場合に生じ、ほぼ五〇〇ラド（五グレイ）で死亡率は一〇〇パーセントに達する。急性障害における放射線の致死作用のうち昀も重要なものは、造血組織、とりわけ骨髄における影響である。骨髄の幹細胞は放射線の影響を極めて受けやすい細胞である。骨髄組織の破壊はすべての種類の血液細胞の形成を抑制する結果を招く。一〇〇ラド（一グレイ）から五〇〇ラド（五グレイ）の線量域において、骨髄の破壊の程度が著しい場合には、通常六週間以内に死亡する。五〇〇ラドから二〇〇〇ラド（五グレイから二〇グレイ）の線量域においては、胃腸管系の細胞死が原因となりさらに早期に死に至る。二〇〇〇ラド（二〇グレイ）以上の非常に高い線量を被曝した場合には、脳細胞の変性、大脳の浮腫、脳血管の炎症などにより中枢神経の病理学的変化によって更に急速に死に至る（甲一〇・四二ら五二頁）。
５　昀近の放射線の危険性に対する認識の深まりとその知見（一）　セラフィールド再処理工場周辺住民の白血病被害の顕在化（１）　一九八三年一一月イギリスのヨークシャーテレビ局は、そのドキュメンタリー番組で、セラフィールド再処理工場周辺の町村では子供のガンや白血病の発生率が全国平均よりはるかに高く、二・四キロメートル離れたシースケール町では全国平均の一〇倍になっており、その原因は再処理工場から放出された放射性物質であるという放映を行った（甲ロ四）。
（２）　右報道は英国内に大きな衝撃を与え、英国政府はダグラス・ブラック卿を委員長に指名して、専門家からなる諮問委員会を組織し、右委員会一九八四年七月英国政府に報告書を提出した。
右報告は、セラフィールド工場南側のシースケールを含むミロム地区の二五才未満の若年者の間では、白血病死亡率が一九六八～七八年の間で四倍、一九五九～七八年の間では二倍となっており、シースケールでは一〇才未満の白血病が期待値に対し約一〇倍高く、小児悪性リンパ腫罹患率は、英国北部地域の七六五の同規模の区の中で三番目に高く、シースケールを含むミロム地方区の二五才未満の白血病死亡率は同程度の人口の一五二地方自治区の中で二番目にランクされ、これらの地区の白血病発生率は高いことを認めた。しかし、その原因については、公表された放射性物質の放出データから計算される周辺住民の被曝線量からは、このような白血病の異常発生は説明できないとして不明であるとしている（甲ロ四）。（３）　一九九〇年二月、Ｍ・Ｊ・ガードナーらは英国医学学会誌に、セラフィールド再処理工場周辺の西カンブリア地方で生まれ、一九五〇年～八五年の間に二五才以下で白血病患者（五二人）、非ホジキンス氏リンパ腫患者（二二人）、ホジキンス氏病患者（二三人）と、これらの患者と同性で年齢も近い一〇〇一人の対照群とを比較した、「英国セラフィールド核施設周辺の子供たちに生じている白血病、リンパ腫についての調査研究」という論文を発表した。Ｍ・Ｊ・ガードナーらは右論文で、白血病と非ホジキンス氏リンパ腫にかかる相対危険率が、セラフィールドから五キロメートル以上に離れた所で生まれた子供は〇・一七、子供の受胎期に父親がセラフィールドで雇われていた場合二・四四、子供の受胎前に父親が一〇〇ミリシーベルト以上被曝をしている場合は六・四二と、セラフィールド近くで生まれた子供と、父親が核施設で働いている子供に高かった事実から、ブラック卿の報告書の結論とは異なり、「父親が受胎前に電離放射線で被曝することは、彼らの子孫に白血病の発生をもたらす事と関連している」と因果関係を認めている（甲ロ一六・三頁、二二頁）。
（４
）　英国では、スコットランドのドーンレイの再処理施設周辺においても、一九七九～八四年の期間の若年齢の白血病発生率が、スコットランド地方の期待値に比べ六倍も高く、特に一二・五キロメートル以内では一〇倍も高いという有意な結果が明らかにされている（甲ロ五）。（二）　福島原発の労働者の被曝による染色体異常の発覚（１）　一九八八年福島県環境医学研究所の村本淳一専門研究員は、一九八四～八八年の五年間に集積線量一五レム未満の被曝を受けた福島第一及び第二原子力発電所に従事する二〇代から六〇代までの労働者の一一五名を対象とした、末梢血リンパ球の染色体異常の調査研究の結果を発表した（甲一四～一八）。（２）　染色体は人間においては一つの細胞に四六本あり、正常なものは途中に動原体と呼ばれるくびれが一カ所ある。調査対象となった原発労働者では、くびれが二カ所ある二動原体染色体やリング状の環状染色体は細胞全体の〇・二二パーセントにみられ、一般住民の細胞に検出された同種の染色体異常の出現頻度〇・一二パーセントと比較すると二倍近いことが判明した。


この染色体異常の出現頻度は、集積被曝線量が多くなるほど、その出現率が高くなる傾向にあり、集積被曝線量が一四レムの労働者について、一般住民の五倍の値となっている。
（３）　福島原発の労働者の血液細胞にあらわれた染色体異常の発生頻度の一般住民との有意な違いは直ちにこれらの異常染色体を持った人々が被曝によるガンや白血病などの健康上の影響を受けたと言えるものではない。しかし、職業人に対する許容被曝線量である年間五レム（現在の規制は五年間の平均値が年間二レム）以下でも、福島原発に従事する労働者に染色体異常が発生している事実の発覚は、わが国の原子力発電所内に従事する労働者が、被曝により危険な状況に晒されている実態を明らかにした。
（三）　広島、長崎の被曝線量の再評価と放射線リスク評価の見直し（１）　ある集団が放射線の一定の量の被曝を受ければ、一定の確率でガン死が発生するという考え方に基づき、ある一定量の放射線をあびた場合に、生涯の間にどれくらいの確率でガン死するかという尺度を、リスク評価あるいはリスク係数と呼ぶ。
ＩＣＲＰは一九七七年勧告において、全身均等照射による放射線誘発ガンに関する死亡リスク係数を、男女及びすべての年齢の平均値として一レム当たり約一万人
分の一であ
るとして、一万人シーベルト（一〇〇万人レム）あたり一〇〇人から一二五人としていた。
（２）　従来の発ガン等のリスク評価の基礎データは、広島・長崎の原爆被曝者を対象として被曝線量を推定した米国オークリッジ国立研究所が一九六五年に発表したＴ六五Ｄと呼ばれる評価システムであった。
これに対し、一九八一年に米国のローレンス・リバモア国立研究所とオークリッジ国立研究所の研究員らが、それぞれ、広島・長崎の原爆被曝者の放射線被曝線量の推定の見直し作業を行った結果を発表したところ、その結果はいずれも、従来用いられてきたところのＴ六五Ｄの線量に比較し大幅に低いことが明らかにされた。そのため、Ｔ六五Ｄを基礎資料として行われてきた放射線のガン死リスク評価が著しく過小である疑いが生じ、一九八三年に日米両国合同による線量再評価委員会が設置された。右委員会において広島、長崎の原爆被曝線量の再評価の作業がなされ、その上級委員会によって一九八六年に新たに承認されたのが、ＤＳ八六と呼ばれる広島・長崎の新たな線量評価システムである（甲一一、甲ロ三）。放射線量に関しＤＳ八六とＴ六五Ｄを比較すると、広島では、ＤＳ八六の中性子線はＴ六五Ｄのおよそ一〇分の一であり、それだけＴ六五Ｄの中性子は過大評価であった。逆にＤＳ八六のガンマ線推定値は、Ｔ六五Ｄの二～三・五倍となり、長崎では、ＤＳ八六の中性子線はＴ六五Ｄのそれの二分の一ないし三分の一となり、ガンマ線はほとんど変わらない。
右線量評価システムの再評価より、実際に生じている被爆者たちの発ガンとガン死を説明するには、今まで考えられてきたよりもガンマ線をはるかに大きく評価しなければならなくなり、放射線の影響についてのこれまでの認識を一層厳しく見なければならなくなった。
また、広島、長崎の被曝データは年々蓄積が進んでおり、一九八五年までのガン死亡率に関する放射線影響研究所の寿命調査によると、被曝から四〇年の歳月が経っているが、被曝当時一〇歳代あるいはそれ以下であった若い年齢層での被曝した人が、現在五〇歳とか六〇歳というガン年齢を迎え、その年齢に達してからのガンによる死亡が非常に多いことが顕著であることが判明してきており、放射線についての危険が再認識されるに至っている（甲ロ一四・二頁、五四頁、第二七回Ｐ５証人六丁表～七丁表）。
（３）　一九八七年九月、プレストンとピアス
は、新しい線量評価システムであるＤＳ八六を用いてガンと白血病の死亡リスク評価を行い、「原爆被爆者の線量推定方式の改定による癌死亡リスク推定値への影響」という論文を発表している（甲一二）。これによると、ガン死リスク係数は一万人シーベルト（一〇〇万人レム）あたり一六二〇人、白血病死のリスク係数は一万人シーベルト（一〇〇万人レム）あたり一二〇人で、合計すると一万人シーベルト（一〇〇万人レム）あたり一七四〇人となる。
一九八八年五月、放射線影響研究所の清水由紀子らは、一九五〇年から一九八五年までの広島・長崎の死亡率追跡調査をもとにＤＳ八六の線量評価に従いガン死リスクを推定しているが、一万人シーベルト（一〇〇万人レム）あたり一三〇〇人のガン死という結果が示されている（甲ロ一四）。
放射線の影響に関する国連科学委員会（ＵＮＳＣＥＡＲ）は一九八八年一万人シーベルト（一〇〇万人レム）あたり、絶対モデルでは四〇〇人～五〇〇人、相対モデルでは七〇〇人～一一〇〇人、一九九〇年アメリカ科学アカデミーの電離放射線の生物的影響に関する委員会（ＢＥＩＲ―Ｖ）は、相対モデルで八八五人の放射線によるガン死というリスク評価を公表している（甲イ一七一・一頁）。（４）　Ｐ５は、本件裁判において、広島、長崎の被曝線量のＤＳ八六による再評価により、放射線によるガン死のリスク評価について、一万人シーベルト（一〇〇万人レム）あたり一〇〇〇人のガン死が出るという認識が得られたとする（第二七回Ｐ５証人一一丁表、第二八回同証人一丁表）。
（四）　ハンフォードの追跡調査等にみられる低線量被曝の危険性とＩＣＲＰのリ
スク評価の誤り
（１）　ジョージ・ニールとアリス・スチュアートは、一九四四～七八年までの米国の原爆製造計画に携わってきたハンフォードの原子力施設で働いていた労働者四万四一〇一人の被曝と一九四四～八六年までの期間の死亡した者九四四三人のうちのガン死との関係について再分析をした。
再分析の結果、ジョージ・ニールらは、いかなる線量レベルでもガン　死のリスクがあり、ガン死のリスクが被曝年齢及び死までの期間と正の相関をもつことが明らかになったとし、固形の腫瘍よりも白血病を引き起こしやすいとか、線量率が低い放射線によってガンになる割合が低くなる（ＩＣＲＰ一九九〇年勧告が導入している線量率有効因子またはＤＲＥＦ仮説）とかいう考え方
に賛同できないとしている（甲ロ九・一、五、六頁）


右論文は、実際の被曝者集団について分析したところ、大変低い被曝線量のところまでガンの発生が顕著であることを明らかにしている（Ｐ５証人二七回一〇丁表～同裏）。
（２）　ウイングは、一九四三年から一九七二年までアメリカテネシー州オークリッジ国立研究所に雇用されていた白人職員を一九八四年においてその時点の生存者八三一八名、死亡者一五二四名の追跡調査を行った。右調査結果によると、一九七七年までの調査では放射線とガンとの相関関係は見つからなかったが、体外放射線被曝後二〇年に達するくらいのデータが蓄積された一九八四年の調査で、放射線が死亡のすべての原因に一〇ミリシーベルトあたり二・六八パーセント増と関係し、特にガン死亡率との関係では一〇ミリシーベルトあたり四・九四パーセント増と、その相関関係が明らかになった（甲ロ一〇）。
オークリッジの右追跡調査の結果は、放射線とガン死との関係が、長い年月を経て初めてはっきりすることを示している（Ｐ５証人二七回一一丁表～一二丁裏）。（３）　一九九二年に発表された九五〇〇人以上（うち六六〇〇人は既に死亡）の英国の放射線労働者全国登録（ＮＲＲＷ）のデータによると、ガン及び白血病のリスク推定値は、統計的不確かさが大きいとされるが、ＩＣＲＰの一万人シーベルト（一〇〇万人レム）あたり四〇人（白血病）及び四〇〇人（ガン）というリスク推定より二倍高い値となった（甲ロ一七、Ｐ５証人二七回一二丁裏～一四丁裏）。（４）　ＩＣＲＰは、一九九〇年勧告において、名目値で放射線よるガン死のリスク評価につき、一万人シーベルト（一〇〇万人レム）あたり五〇〇人とガン死という値を示した。右数値は、低線量域・低線量率における放射線の被曝は高線量域・高線量率でのそれよりも影響は低いという誤った考え方を前提に、低線量及び低線量率に有効性因子（ＤＤＲＥＦないしはＤＲＥＦ）という概念を導入し、ＤＤＲＥＦ二という値を使用し、ＤＳ八六の線量評価で示されたリスク推定値を二分の一にしてしまったものである。
しかし、ハンフォード原子力施設、オークリッジ国立研究所及び英国の放射線労働者全国登録の右調査結果は、低線量域・低線量率における放射線の被曝は高線量域・高線量率でのそれよりも影響は低いとして有効性因子（ＤＤＲＥＦないしはＤＲＥＦ）という概念を導入した
ＩＣＲＰのリスク推定が誤っていることを示すものである（Ｐ５証人二七回一三丁裏）。
二　プルトニウムの危険性
１　莫大なもんじゅ炉内のプルトニウムの放射能量
（一）　プルトニウムは原子番号九四の自然界には本来存在しない元素であって、超ウラン元素の一つである。
（二）　プルトニウムの安定した形態は酸化プルトニウムであり、軽水炉型原発は二酸化ウランを燃料として使用するが、もんじゅではこのプルトニウムとウランの混合酸化物である酸化プルトニウムを燃料として使用する。もんじゅで炉内に入れられる一二二・五トンの燃料のうちプルトニウムの量は一・四トンで、右プルトニウムのうち燃えるプルトニウムであるプルトニウム二三九とプルトニウム二四一の占める割合は一トンである。これは長崎に投下された原爆の五〇個分以上の量に相当する（甲イ一九九・二〇七～二〇八頁）。
（三）　もんじゅでは、このようなプルトニウムとウランの混合酸化物を燃料として原子炉で燃焼させるだけでなく、さらに燃えないウラン二三八に高速中性子をあて燃えるプルトニウム二三九に変換する増殖も行われることになるので、運転時には軽水炉と比べ莫大な量のプルトニウムが炉内に内蔵されることになる。もんじゅ（電気出力二八万キロワット）の炉内に内蔵されるプルトニウムの放射能の量は、軽水炉原子力発電所（電気出力一〇〇万キロワット）と比較すると左記のとおりである（乙一六・一〇―五―二九、甲五・七九頁―比較の数字の単位はキュリー）。
もんじゅ（二八万ＫＷ）軽水炉原発（一〇〇万ＫＷ）
プルトニウム二三八　　　　四三〇、〇〇〇　　　　五七、〇〇〇プルトニウム二三九　　　　　五七、〇〇〇　　　　二一、〇〇〇プルトニウム二四〇　　　　　八三、〇〇〇　　　　二一、〇〇〇プルトニウム二四一　一四、〇〇〇、〇〇〇　三、四〇〇、〇〇〇
プルトニウム二四二　　　　　　　　　二四
もんじゅは電気出力では軽水炉の三割程度でしかないにもかかわらず、原子炉内に内蔵するプルトニウムの放射能の量では一五〇〇万キュリーと軽水炉の四倍以上となる。
（四）　原子炉で燃焼された使用済燃料のなかに含まれるプルトニウムは、右のとおり五つの同位体（二三八、二三九、二四〇、二四一、二四二）で構成されているが、そのうち代表的なものは、核分裂を起こしやすく、半減期が二万四一〇〇年と長いプルトニウム二三九である。半減期が長
いということは、長い間放射能を出し続けるということである。プルトニウム二三八、二四〇、二四一は、一グラム中の放射能の強さ（時間当たりの壊変数）はプルトニウム二三九よりいずれも大きくその毒性は、プルトニウム二三九より強い。


２　プルトニウムの人体への摂取経路とその危険性の深まり（一）　プルトニウムは物にあたるとその表面近くで止まってしまう貫通力のないアルファ線を出すので外部被曝はそれほど問題とならない。プルトニウムでは、大気を呼吸によって鼻から吸い込むことや、汚染された食物、飲料水を口から摂取することにより、プルトニウムが、身体内部の諸器官に吸収され、それらの細胞に対しアルファ線が放射し影響を与える内部被曝が大きな問題となる。（二）　原子炉から環境へ放出されるようになったプルトニウムは、安定した酸化プルトニウムの状態で大気中に漂う。大気中漂う酸化プルトニウムは、直径一ミクロン前後の微粒子の状態であるので、呼吸器系から生体内へ取り込まれやすい。鼻から空気の吸入により呼吸器系を通っての体内へ取り込まれると、酸化プルトニウムは非常に溶けにくい物質なので、一旦体内に入るとなかなカ体外へ排出されな。そのため、プルトニウムカ気管や肺の繊毛、肺の組織に沈着し、長く留まりその細胞が長期間にわたってアルファ線によって被曝するとその強い破壊力によって細胞が破壊され肺ガンの原因となる。また、気管、気管支、肺の呼吸器系に入ったプルトニウムの一部は、血液や体液に取り込まれ骨や肝臓に達し、骨腫瘍、肝臓ガン、白血病の原因となったり、生殖腺に達し遺伝障害の原因となる。一方汚染した食物や飲料水などから口から摂取されたプルトニウムは、食物等と一緒に胃、小腸、大腸などへ運ばれ、それらの消化器官の壁から血液や体液に取り込まれ、吸入摂取と同様の経路をたどり骨や肝臓に達し、骨腫瘍、肝臓ガン、白血病の原因となったり、生殖腺に達し遺伝障害の原因となる。（三）　経口摂取され消化器官から入ってくるプルトニウムについては、吸収摂取と比較し以前はそれほど影響がないものと考えられていた。消化器官壁から血液や体液に入ってくる吸収率について、ＩＣＲＰは一九七九年の公報三〇で、一〇万分の一とか一万分の一という数値とし、わが国も右数値を採用していた。ところが、一九八六年の公報四八では、一〇〇〇分の一という数値に改定した。右経口摂取に関する吸収率の改定は、ＩＣＲＰ自身がプルトニウムの危険性が、従来考えていたよりも更に高いという認識を持ったからである。わが国も一八八九年（平成元年）、プルトニウムの経口摂取の吸収率につき、ＩＣＲＰのより厳しい認識を採用している（甲イ一七一・三頁、甲ロ一八・六四一頁、Ｐ５証人二七回一六丁表～一八丁裏）。
３　一グラムで一八億人分の摂取限度となるプルトニウムの危険性（一）　わが国では、放射線関係の業務に従事する労働者につき、プルトニウムなどの放射性物質の年摂取限度は、試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則等の規定に基づく線量当量限度等を定める件（昭和六三年七月二六日科学技術庁告示第二〇号）により定められている。右告示では、職業人に対し年間五〇ミリシーベルトという線量当量限度という被曝の規制値を定めている。年摂取限度とは、職業人へ右五〇ミリシーベルトになるような被曝を与えるプルトニウムなど放射性物質の摂取量のことで、これはプルトニウムなどの放射能量で表示され、その単位はベクレルで測られる（Ｐ５証人二七回一九丁表～裏）。（二）　プルトニウムで代表的なプルトニウム二三九の年摂取限度は、酸化物での吸入摂取の場合五九〇ベクレル、重量だと〇・二六マイクログラム（一グラムの一億分の二六）である。
チェルノブイリ事故で、ウクライナ、ベラルーシ、ロシアなどの周辺地域で深刻な土壌汚染をもたらし、ヨーロッパでは食品等のなかに取り込まれ大きな被害をもたらしたセシウム一三七の吸入摂取の年摂取限度は五四万ベクレルである。プルトニウム二三九の摂取限度は五九〇ベクレルであるから、プルトニウム二三九と比較し、セシウム一三七の摂取限度は一万倍近い量となっている。これは、プルトニウム二三九がセシウム一三七と比較し一万倍危険であるということである。原子力発電所の燃料となるウラン二三八の酸化物吸入の年摂取限度は一五〇〇ベクレルで、重量にすると〇・一二グラムあり、プルトニウム二三九の四六万倍である。これは、プルトニウム二三九はウラン二三八と比較して四六万倍危険であるということである。
右プルトニウム二三九の年摂取限度のセシウム一三七やウラン二三八との比較からも、プルトニウムの毒性が如何に強く危険なものかが窺える。（Ｐ５証人二七回二一丁裏～二二丁裏、甲イ一七一・四頁）
（三）　原子力発電所から取り出
される使用済燃料に含まれるプルトニウムの成分には、前述したようにプルトニウム二三九より更に毒性が強いプルトニウム二三八、二四〇、二四一がそれぞれ含まれている。
プルトニウム二三九単独の場合の年摂取限度は〇・二六マイクログラムであるが、使用済燃料のなかのプルトニウムには、プルトニウム二三九より毒性が強いプルトニウム二三八などの同位体を含むため、その毒性が更に強くなり、プルトニウム二三九単独の場合の約一〇分の一にあたる二八ナノグラム（〇・〇二八マイクログラム）が年摂取限度となる。
（四）　右数値は職業人に対するものであり、わが国の現在の公衆に対する線量当量限度が年間一ミリシーベルト（〇・一レム）という規制値からすると、公衆の年摂取限度は職業人の五〇分の一となるから、公衆に対しては〇・五六ナノグラム（一億分の六グラム）が年摂取限度になる。
これは、原子力発電所の使用済燃料に含まれている一グラムのプルトニウムは、公衆一八億人分の年摂取限度になるということを意味する（甲イ一七一・五頁、第二七回Ｐ５証人尋問調書二三丁裏～二五丁裏）。
４　マンハッタン計画作業労働者のプルトニウム被曝によるガン死の疑い（一）　わが国の「プルトニウムに関するめやす線量について」の解説では、米国の原爆製造計画であるマンハッタン計画に一九四四～四五年にかかわり、プルトニウムの精製作業中に硝酸プルトニウムの蒸気を吸収した作業者につき、三七年経過後の調査によっても、プルトニウムに由来すると考えられる健康影響は見られないとしている（甲ロ一八・六三五頁）。
（二）　しかし、Ｇ・Ｌ・ヴェルツとＪ・Ｎ・Ｐ・ローレンスは、一九九一年八月ヘルス・フィジクスという雑誌のなかで、マンハッタン計画にかかわったプルトニウム作業労働者に対し四二年間にわたり追跡調査したところ、プルトニウムの沈着量が現行の放射線防護基準以下と推定される低い線量で、肺ガン二名、骨肉腫一名の死者がでたと発表している（甲ロ一九）。


（三）　ガンは、プルトニウムによって引き起こされる可能性がある病気であり、骨肉腫は一般の放射線以外の影響によっては、余り起こりにくいガンの種類である。マンハッタン計画に従事した労働者の肺ガンなどの死亡は、十分にプルトニウムが原因になったという考えもできる（Ｐ５証人二八回四八丁裏～五〇丁表）。
三　チェルノブイリ事故が明らかにした放射能の
危険性
１　原発事故史上昀大の環境への放出放射能量
（一）　一九八六年四月二六日、旧ソ連（現在のウクライナ共和国）のチェルノブイリ原子力発電所四号炉で起こった出力暴走事故の現実は、原子力発電所で実際に事故が起こった場合の放射能の被害の恐ろしさ・深刻さを現実のものとして見せつけた。
（二）　一九八六年八月ＩＡＥＡ（国際原子力機関）に提出された旧ソ連政府の事故報告書によると、チェルノブイリ事故が発生した同年四月二六日から同年五月六日までの間原子炉から環境へ放出された放射性物質は、次頁の表のように気体であるキセノン等の希ガスは炉内からほぼ一〇〇パーセンート放出されその量は五〇〇万キュリー、その他のヨウ素一三一、セシウム一三七、ストロンチウム九〇、プルトニウム二三九等のエアゾル放射能は五〇〇〇万キュリーの合計一億キュリー放出されたとされている（甲六・二五頁、甲イ三七二・二七頁）。チェルノブイリ事故が発生するまでは原発史上昀大の事故と言われた一九七九年三月二八日アメリカのペンシルバニア州スリーマイル島原子力発電所の事故での放射能の放出量は、公式の報告では希ガスが約二五〇万キュリー、ヨウ素一三一約一五キュリーとされている。チェルノブイリ事故の放射能の放出量は、スリーマイル島の原発事故と比較し桁違いに大きいものである。
（三）　しかし、右ソ連報告書の数値は事故から一〇日後の五月六日時点の放射能量に換算された値であって、五月六日以降もかなりの放射能放出があったことを示唆する敷地上空の空気中放射能測定データが明らかになっている。京都大学原子炉実験所の今中哲二は、ソ連報告書に示されているデータやヨーロッパ諸国で公表された放射能汚染データからの総沈着量の推定等から、セシウム一三七はソ連報告書の三倍の三〇〇万キュリー（炉内の四三パーセント）、ヨウ素一三一は七倍の五〇〇〇万キュリー（五月六日換算で二〇〇〇万キュリー、炉内の五五パーセント）の放射能が炉内から大気中へ放出されたとしている（甲イ三七二・二七頁）。
また、事故から一〇年を経過した一九九六年、ウクライナの専門家が発表した報告書では、炉内存在量の一五パーセント近くが環境に放出され、その総放出量は二億九六〇〇万キュリー（１・０９×１０１９Ｂｑ）と、ソ連報告書の約三倍の数値となっている（甲ロ二一・九九頁前頁の表の数値）。
もんじゅで事故が起こっ
た際環境への放出が問題となるプルトニウム二三九はソ連報告書では炉内の三パーセントにあたる七〇〇キュリー、右ウクライナの報告書によると炉内の三・五パーセントにあたる八一〇キュリー（３・５×１０１９Ｂｑ）が大気中に放出されたとしている。
２　チェルノブイリ原発から炉外へ放出された核種
（一）　チェルノブイリ原発事故でまず問題になった核種はヨウ素一三一である。半減期は八日と比較的短いが、とにかく大量に出て遠くまで飛んでくる。ヨウ素は牧草の表面につき、それを食べた乳牛を汚染し、ミルクを汚染する。それらを食べたり飲んだりすることで、多くのヨウ素一三一が人間の体内に入り、甲状腺に取り込まれる。
ヨウ素一三一の影響は、とくに小さな子供に深刻となる。子供の甲状腺は小さく、大人の一〇分の一だから、同量の放射能を取り込むとその危険性は一〇倍になる。信州大学医学部が一九九一年から五回にわたってベラルーシの汚染地域と非汚染地域で現地調査したところ、汚染地域での子供の甲状腺障害の発生率は非汚染地域の一〇倍であるとの結果が出ている（甲ロ一三の三）。胎児の場合はさらに大きな影響を受け、その危険性はだいたい大人の約一〇〇倍と考えられている。（二）　次に問題になったのは、セシウム一三四とセシウム一三七である。セシウムはガンマ線を出すので測定しやすく、地面、食品などの測定値として示され、放射能汚染の指標となる。セシウム一三四は半減期が二年、セシウム一三七は三〇年と、とても寿命が長い。セシウムは地面の表面に留まり、牧草、野菜などあらゆるものに入り込み、食品をとおして長期間人類に影響を与え続ける。セシウムは筋肉や生殖腺に集まり、全身に影響を与える。
（三）　プルトニウムは、わずか一グラムが公衆一八億人分の摂取限度となる、寿命が長い（プルトニウム二三九の半減期は二万四一〇〇年、プルトニウム二四〇の半減期は六五八〇年）猛毒の放射性物質である。これが体内に取り込まれると、肺ガン、肝臓ガン、骨腫瘍、白血病などを発生させる。
（四）　ストロンチウム九〇の半減期は二八年で、化学的物質がカルシウムと似ているため生物の骨に集まりやすく、とくに成長期の子供達にとって深刻な影響をもたらす。
３　チェルノブイリ事故による住民避難と汚染地域の拡がり（一）　チェルノブイリ原子力発電所から北西四～五キロメートルに位置する原発
関係者のための造ら
れたプリピャチ市では、事故直後の四月二六日午前九時の放射線量が毎時一四～一四〇ミリレントゲンに達したため、事故発生からの約三六時間後の四月二七日午後二時から四万五〇〇〇人の住民の強制避難一三〇〇台のバスを使って実施された。避難実施中の放射線量は毎時二九〇～一四〇〇ミリレントゲンだったとされる。五月二日にはプリピャチ市以外のチ土ルノブィリ原子力発電所から半径三〇キロメートル以内にある七〇もの町や村から九万人の住民避難が決定され、事故から一〇日後の五月六日には三〇キロメートル圏内に居住しているプリピャチ市の住民も含めた一三万五〇〇〇人の避難がほぼ完了したと言われている。（二）　セシウム一三七が一平方キロメートルあたり一キュリー以上の汚染地域は、ベラルーシ、ロシア、ウクライナの三国で、わが国の本州の六〇パーセントに匹敵する一四・五万平方キロメートルに広がり、その地域は、次頁の図にあるようにチェルノブイリ原発周辺ばかりでなく、飛び地のように六〇〇キロメートルも離れた場所までおよんでいる。


一九九一年にベラルーシ、ロシア、ウクライナの三国では、これらの汚染地域のうち、セシウム一三七が一平方キロメートルあたり四〇キュリー以上の地域を避難ゾーン、一五～四〇キュリーの地域を住民の移住を義務づける移住ゾーン、五～一五キュリーの地域を希望すれば移住が認められる移住権利ゾーン、一～五キュリーの地域を放射能の管理が必要な放射能管理強化ゾーンと定め、事故当初の三〇キロメートル圏内だけでなく、放射能汚染の深刻な地域からの避難を義務づけている。三カ国を合わせた移住義務対象地域の面積は一万平方キロメートル余りにおよび、日本では福井県（四二〇〇平方キロメートル）、京都府（四六〇〇平方キロメートル）、大阪府（一九〇〇平方キロメートル）を合わせた面積に相当する範囲となる（甲ロ二一・一四～一五頁）。
４　公表された急性障害と明らかにされつつあるその実態（一）　ソ連報告書によると、チェルノブイリ原発事故による被曝によって急性の放射線障害が現れたのは二三七人でその全員が原発職員と消防士であり、そのうち二八人が三カ月以内に死亡し、事故による死者は、破壊された原子炉建屋に閉じ込められた一人、事故当日火傷で死亡した一人、他の原因による死者一人を加えて合計三一人だったとし、三〇キロ圏内から避難した一三万五〇〇〇人の一般住民のなかには急性放射線障害が生じた者は一人もいなかったとされている。右周辺住民に一件の急性放射線障害もなかったというソ連報告書の見解は、一九九一年ソ連崩壊後もＩＡＥＡやＷＨＯ（世界保健機構）などに受け継がれ現在に及んでいる。
（二）　しかし、一九九二年四月に暴露されたソ連共産党秘密議事録には、「五月六日九時現在、病院収容者は三四五四人になった。そのうち二六〇九人が入院治療中であり、その中には幼児四七一人が含まれている。確かな情報によれば、放射線障害が現れた者は三六七人、うち子供一九人となっている。そのうち三四人が重体である。モスクワの第六病院に入院治療中の者は一七九名で、その中には二名の子供がいる。」などと事故直後に病院へ収容されたり放射線に被曝した人の数が記録されており、事故処理作業に従事しなかった住民にも急性放射線障害が発生していた事実が明らかとなっている（甲ロ二一・一三五頁）。ロシア科学アカデミー社会科学研究所のウラジーミル・ルパンディンは、ベラルーシ共和国ゴメリ州ホイキ二地区の地区中央病院に残されていた事故当時作成された住民のカルテを一九九二年に調査した結果、八二件の放射線被曝例の記録を見いだし、うち八件に急性放射線障害を確認し、そのことからチェルノブイリ周辺三〇キロメートル圏全体では、少なくとも一〇〇〇件の急性障害があったとしている（甲ロ・一四〇頁～一四六頁）。
右八件の急性放射線障害と確認された事例のうち、四月二六日と二七日チェルノブイリ原子力発電所の北方一七・五キロメートルにあるボルシチェフカ村のプリピャチ河畔で日光浴と魚釣りをして過ごしたため一〇〇レムから三〇〇レムという非常に高いレベルの放射能を被曝（ボルシチェフカ村の放射線レベルの四月二六日及び二七日の記録はないが四月二八日で一二〇ミリレントゲン／時であったことからそれ以上であったことが推測される）した二〇歳の男性は、嘔吐、全身衰弱、胃痛、頭痛、口渇、高熱（三九度）、便秘などの症状を訴えホイニキ地区中央病院へ五月一日入院し、右病院での検査の結果、肝臓からガンマ線五～一〇ミリレントゲン／時、甲状腺から一・五ミリレントゲン／時が測定され、白血球数の三六〇〇の減少も見られ、全身衰弱、吐き気、嘔吐、頭痛、めまい、会話困難により五月三日にはゴメリ州立病院へ転院したとされるが、右症例は急性放射線障害の典型例である。
５　明らかになってきた子供達を中心とした晩発性障害の実態これに対して、比較的低いレベルの放射線をあびたとき生じる晩発性障害がある。被曝から時間が経過してから被害が発生するのが特徴である。晩発性障害の昀も典型的なものに白血病とガンがあり、広島・長崎の被曝者の場合、白血病は早くて被曝後約四、五年くらいから、他のガンでは一〇年くらいからあらわれだすのが一般であった。しかし、チェルノブイリの場合には、事故後四年目ころからベラルーシやウクライナの汚染地域で子供達に甲状腺疾患などさまざまな症状が急増していることが伝えられはじめた。また貧血や運動機能低下、免疫機能の低下なども報告されており、これは広島や長崎で原爆ブラブラ病といわれた病状とよく似ている。小児甲状腺ガンの増加は一九九〇年から顕著にあらわれ、以後増え続けている。
チェルノブイリでもこの晩発性障害があらわれてきているが、放射能が胎児に大きな影響を与え、知能障害や新生児死亡につながっている。
（一）　甲状腺ガン
ベラルーシ共和国ミンクスの保健局の高度に汚染ざれた地区の調査によると子供の甲状腺ガンの発生は一九八六～八九年では年間二～六例で平均四例だったのに、一九九〇年以降は、九〇年二九例、九一年五五例、九二年前半三〇例と大幅に増加した。特に汚染のひどかったゴメリ地区では、九一年三八例、九二年前半一三例を記録し、これは世界平均である「百万人の子供で一年間に一人」の八〇倍にあたる（甲ロ一三の一）。
一九九五年一一月には、これまで事故との因果関係を認めてこなかったＷＨＯ（世界保健機関）も、ジュネーブで開かれた「チェルノブイリその他の放射線事故による健康影響に関する国際会議」で、チェルノブイリ原発の周辺地域で多発している小児甲状腺ガンについて、ようやくチェルノブイリ事故にともなう放射能が原因であるとの結論を出すに至った。
（二）　先天性胎児障害
晩発性障害としては、ほかにも遺伝子的影響がある。
放射線が生殖細胞の遺伝子や染色体に異常を与えることで起きるとされる先天性異常である。
ベラルーシ共和国では、口唇・口蓋裂、腎臓・尿管異常、多指症等の形成不全がみられる先天性胎児障害は、事故前（一九八二～八五年）と事故後（一九八七～九三年）を比較すると、次頁の表に示されるように、その増加は放射能汚染度が強い
ほど大きい傾向、すなわち、一
平方キロメートル当たりセシウム一三七が一五キュリー以上の汚染地域では一〇〇〇人当たり三・八七人±〇・三一人（症例数一五一）から六・九二人±〇・三八人（症例数三三七）へと七九パーセント増、一～五キュリーの汚染地域では四・六一人士〇・一九人（症例数五五九）から六・二二人±〇・一九人（症例数一一〇八）へ三五パーセント増、他の汚染の低い地域では、四・七二人±〇・一八人（症例数六七八）から五・八六人±〇・一九人（症例数一二一七）へと二四パーセント増という結果が統計的にも明らかになっている（甲イ三七二・七一責）。


（三）　小児の末梢血リンパ球染色体異常
チェルノブイリ原発三〇キロメートル圏内のベラルーのゴメリ州のブラーギン地区に事故から約二週間放射能にさらされ五月七～八日に三〇キロメートル圏外のミンクス州のクリーン地域へ避難した子供達（以下「三〇キロメートル圏から避難した子供達」という）と、ブラーギン市で一カ月放射能にさらされ一カ月後にクリーン地域へ避難し、三カ月あまり滞在した後、ブラーギン市へ戻った子供達（以下「ブラーギン市の子供達」という）、それにチェルノブイリ原発から三〇〇キロメートル離れたミンクス市などの子供達（以下「対照グループの子供達」という）のそれぞれの末梢血リンパ球の染色体について一九八六年に検査したところによると横書た圭ろによると下の表のように、①、染色分体型の染色体異常（切断、交換）を持つ細胞一〇〇個あたりの頻度は、対照グループの子供達一・四±〇・二に対し、三〇キロメート圏から避難した子供達六・八±〇・二、ブラーギン市の子供達七・七±〇・二、②、染色体にくびれが二カ所ある二動原体染色体やリング状の環状染色体などの異常の細胞一個あたりの出現頻度は、対照グループの子供達〇・〇〇〇六に対し三〇キロメートル圏から避難した子供達〇・〇〇九五、ブラーギン市の子供達〇・〇〇五三と、汚染地域に居住していた子供達とそうでない地域に居住していた子供達の間に有意な違いが生じている。
なお、その後の一九九一年の検査において、放射能汚染地域の子供達の末梢血リンパ球に観察される染色体異常の頻度は、年々増加する状態が継続していることが明らかになっている（甲イ三七二・七二頁～七四頁）。
（四）　子供達の健康状態への影響
ベラルーシ共和国で被曝した子供達のうち三万三四八八人の健康状態のチェックや医療記録の収集などの疫学的調査によると、一九八七年には完全に健康であると認められる子供の割合は六一・三パーセントだったのが一九九二年には一八・六パーセントに減少し、それに引き替え、何らかの慢性疾患を持つ子供は、一九八七年は一〇・九パーセントであったが一九九二年には三〇・三パーセントと増加した。被曝した子供達のうち、三〇キロ圏から避難した子供達の腫瘍、悪性腫瘍、甲状腺ガンの発生率は特に高く、ベラルーシ全体との発生率と比較すると、下の表に示されるように、一〇〇〇人あたりの発生率は、腫瘍は二・七六人で三・二倍、悪性腫瘍は二・二一人で一八・四倍、甲状腺ガンは二・二一人で実に七三・七倍と、チェルノブイリ事故は周辺に住む子供連の健康状態へ大きな影響を与えている（甲イ三七二六三頁～六五頁）
６　世界を覆いつくした放射能汚染
（一）　爆発したチェルノブイリ原発から飛び出した放射能の一部は、炉心の熱によっていったん蒸発した後、すぐに凝縮して粒子となった。この粒子は風にのって流れていく。これが放射能雲であり、放射能雲が通過した地域は放射能をあびる。また、この放射能の粒子は、触れるものにすべて付着するので、環境中のありとあらゆるものが汚染される。雲が通過してからも、この付着した放射能の粒子から引き続き放射線をあびることになる。不揮発性の放射能であるジルコニウム九五などは、大きな粒子として放出されるから、現場近くに落ちる。それに対し、揮発性の高いヨウ素一三一やセシウム一三七などは、気体や微粒子として一〇〇〇～二〇〇〇メートル、あるいはそれ以上の高さまで噴き上げられ、北西へ南西へと風向きを変えながらヨーロッパ、そして北半球全域に拡がり、遠くまで運ばれた。（二）　四月二九日チェルノブイリ原発から一三〇〇キロメートル離れたスウェーデンで通常の一〇〇倍の放射能が観測された。
同国では、一時、毎時一ミリレムが記録されたこともある。毎時一ミリレムという数値は、日本で原子力委員会が一九八〇年六月に決定した『原子力発電所等周辺の防災対策について』によれば、防御の準備体制に入るための目安とされる数値である。
（三）　ヨーロッパ大陸を吹く風の向きが変わった五月一日には、通常の西ドイツでも三〇、スイスでも一〇倍の放射能が観測された。チェルノブイリ原発から一〇〇〇キロメートルも二〇〇〇キロメートルも離れたヨーロッパでさえ、凄まじいばかりの放射能汚染に見舞われた。
西ドイツの都市レーゲンスブルグにおける浮遊塵中の放射能は、一立方メートルあたり、一四二八・三ピコキュリーであり、北イタリアにおける野菜一キログラムあたりの放射能は一〇万ピコキュリーであった。
チェルノブイリから五〇〇キロメートルしか離れていないポーランドでは、事態はもっと深刻であった。政府は、子供や妊婦には外出を避けるように呼びかけ、特に一六歳以下のすべての子供達にはヨウド剤を配布し、牧草を食べている牛の牛乳の飲用を禁止した。
イギリスでも、北部地域で牛乳から平常値の二〇〇倍の放射能が検出され、七歳以下の小学生に対するミルクの給食が禁止された。
スウェーデン政府は、ソ連、ポーランド、チェコスロバキア、ルーマニア、ブルガリアからの肉・じゃがいも、野菜等の生鮮食品の輸入を禁止し、西ドイツもそれにならった。
（四）　チェルノブイリから約七〇〇キロメートル離れたモスクワにおいても、購入された牛乳から一リットル当たり一三〇〇ピコキュリーのヨウ素一三一が検出されている。
７　わが国へのチェルノブイリ事故の影響
（一）　摂取制限値を超える放射能の検出
放射性物質は、八〇〇〇キロ離れた日本へもやってきた。検出された核種は、ヨウ素一三一、セシウム一三七のみならず、ルテニウム一〇三、テルル一三二などにも及んでいる。
わが国で検出された雨水一リットル当たりのヨウ素一三一は、千葉では一三三〇〇ピコキュリー、東京で九三〇〇ピコキュリー、島根で八九二三ピコキュリー、福島で八三二〇ピコキュリー、神奈川で五四〇〇ピコキュリー、秋田で五一〇〇ピコキュリーといずれも飲料水の摂取制限値三〇〇ピコキュリーを越えたものであった。
ヨモギ一グラム当たりの数値でも、福井衛生研究所で一五・一ピコキュリー、敦賀で一六ピコキュリー検出されている。
（二）　規制値を超え積み戻された輸入食品
一九八六年一二月に横浜・神戸両港に荷揚げされたトルコ産へーゼルナッツ三〇トンから五二〇～九八〇ベクレル（一キロ当たり）のセシウムが検出された。その後も翌年一月に輸入されたトルコ産月桂樹五二トンから四九〇～六七〇ベクレル（一キロ当たり）、セージ（サルビア）の葉一四・五トンから一〇〇〇～三〇〇〇ベクレル（一キロ当たり）、フィンランド産の牛胃一・二六トンから四四〇ベクレ
ル（一キロ当たり）、スウェーデ
ン産トナカイ肉から三八九ベクレル（一キロ当たり）のそれぞれセシウムを検出した（甲九）。


右の数値は、わが国の規制値である一キロ当たり三七〇ベクレルを超えるためこれらの食品はわが国への輸入を拒否され積み戻しになった。一九九四年一一月までの間、制限値を超える放射能が検出されたため、ハーブ茶、きのこ、ぜんまい、セージ葉等の輸入食品が三〇数回にわたり積み戻しになり、輸入できなくなった（甲イ三七二・九四頁）。
８　沈着した放射能の影響によるガン及び白血病の死者予測（一）　ベラルーシ科学アカデミー・物理化学放射線問題研究所のミハイル・Ｖ・マリコは、チェルノブイリ事故のもたらした放射線汚染のデータを総合的に分析し、その集団被曝線量から長期的なガンと白血病への影響を予測している。（二）　右予測によると、チェルノブイリ事故により大気中へ放出された放射能のうちベラルーシ、ロシア、ウクライナ三国に、セシウム一三七は一二〇万キュリー、ヨウ素一三一は一九四〇万キュリーが沈着していることから、集団実効線量当量の合計は三二万八五〇〇人シーベルトとなり、それにリスク係数を乗じるとガンと白血病による死者は、ベラルーシ、ロシア、ウクライナの旧ソ連国内だけで約四万四〇〇〇人となるとしている。全世界的にみると、旧ソ連国外にも、ベラルーシなど旧ソ連国内と同量のセシウム一三七が沈着しているから、チェルノブイリ事故の放射線汚染により約九万人がガンや白血病で死者を生み出すことになる。これは広島、長崎への原爆投下によってもたらされたガンと白血病の死者と同じ程度であることを意味するとしている（甲ロ二一・一〇七頁）。（三）　わが国でチェルノブイリ事故と同程度の放射能を放出する原発事故が起きたとすると、わが国はベラルーシ、ロシア、ウクライナと比較し平均寿命が一〇～一五年以上長く、人口密度も高いこと（日本の人口密度は一平方キロメートルあたり三二七人であるが、ベラルーシは四八・二人、ロシアは三六・六人、ウクライナは八四・二人）から、ガン及び白血病の犠牲者数はベラルーシなど三国の約四万四〇〇〇人という数ではおさまらず、その七～八倍というものになる。第二　もんじゅにおいて起こり得る事故の放射能被害の甚大性
一　昀高裁も指摘するもんじゅの危険性
もんじゅでは、第六章第四「炉心崩壊事故解析の誤り」で述べるように、ウラン
とプルトニウムの
混合酸化物の燃料を高速中性子によって核分裂連鎖反応を起こしエネルギーを発生させる仕組になっているため、出力暴走により炉心崩壊事故を招く危険性は軽水炉と比較し格段と高い。
昀高裁ももんじゅ上告審の判決で、「炉心の燃料としてはウランとプルトニウムの混合酸化物が用いられ、炉心内において毒性の強いプルトニウムの増殖が行われることが明らかであって、・・・・・安全性に関する各審査に過誤・欠落がある場合に起こり得る事故等による災害により直接的かつ重大な被害を受けるものと想定される」（昀高裁平成四年九月二二日判決・判例時報一四三七号四二頁）と、もんじゅは、その炉心特性から、安全審査に過誤・欠落があり事故が起こった場合、甚大な被害が起こるとしている。
二　非現実的な設置許可申請書における事故想定
１　被告動燃は、「放射性物質の封じ込めば万全を期しており、したがって、周辺公衆に放射線障害を与えるような事態が発生することは考えられない」（被告動燃準備書面（二）一四〇頁）という考え方を前提とし、本件設置許可申請書の重大事故を超えるような技術的見地から起こるとは考えられない事故である仮想事故においてももんじゅで起こり得る炉心崩壊事故により原子炉や原子炉格納容器のそのものの健全性が破壊され、原子炉内から大量の放射能が環境へ放出される事故想定を行っていない。
そのため右設置許可申請書の仮想事故の想定では、大気中に放出される核分裂生
成物の量は、
・ヨウ素（Ｉ―一三一等価）　　　　　　　　約二、三〇〇キュリー・希ガス（ガンマ線〇・五メガボルト換算）約四七〇、〇〇〇キュリー・プルトニウム　　　　　　　　　　　　　　約五一キュリーという数値となっているが、これらの炉内存在量のうち大気中に放出される割合はヨウ素は〇・〇〇四五パーセント、希ガスは〇・二四パーセント、そしてプルトニウムにいたっては〇・〇〇〇三四パーセントという著しく過小なものとなっている。
２　アメリカ原子力委員会（ＡＥＣ）は、一九七五年に公表した「ＷＡＳＨ―一四〇〇」（ラムスッセン報告）において、軽水炉において炉心崩壊事故などの重大事故時に原子炉格納容器の健全性が破壊され原子炉内の放射能が大気中へ放出された場合における災害評価を行っている。右災害評価では、加圧水型軽水炉において炉心冷却系が故障して炉心熔融を起こし、さらに格納容器の天井から大量の水を撒き散らせる格納容器スプレイシステムと熱除去系も故障するため、格納容器の圧力上昇を押さえることができず、格納容器がその耐圧限度を突破して破裂するという事故タイプ（ＰＷＲ―二）では、プルトニウムの大気中への放出量は炉心内蔵量の〇・四パーセント、沸騰水型軽水炉において、炉心冷却系が故障して炉心が熔融し格納容器の床に落下し蒸気爆発を起こし格納容器が破壊されるという事故タイプ（ＢＷＲ―一）では、プルトニウムの大気中への放出量は炉心内蔵量の〇・五パーセントとしている。
右事故タイプはいずれも軽水炉の炉心熔融事故によるものであるが、高速増殖炉である本件もんじゅで想定される事故は、炉心が崩壊して出力が暴走する事故であり、そこでは炉心燃料が気化するから、プルトニウムの大気中への放出量は、軽水炉のそれに比べかなり大きく、控えめな数字としても炉内存在量の一パーセントとすべきである（Ｐ５証人二八回五三丁表～裏）。
３　チェルノブイリ事故では、出力暴走により原子炉格納容器が破壊されたが、数字的に過小であると批判がなされているソ連報告書でも、希ガスは炉内存在量の一〇〇パーセント近くにあたる五〇〇〇万キュリー、ヨウ素一三一は炉内存在量の二〇パーセントにあたる七三〇万キュリー、プルトニウム（二三八、二三九、二四〇、二四一）は炉内存在量一四万二五〇〇キュリーの三パーセントにあたる四二七五キュリーが大気中に放出されるとしている（甲六・二五頁）。４　炉内存在量の〇・〇〇〇三四パーセントにあたる五一キュリーしかプルトニウムが大気中に放出しないとする被告動燃本件もんじゅ設置許可申請書の仮想事故想定の放射能の放出量の数値は、アメリカ原子力委員会の「ＷＡＳＨ―一四〇〇」における軽水炉の重大事故時のプルトニウム放出量との比較、そして現実に起こったチェルノブイリ事故でのプルトニウムなどの大気中への放出割合からいっても、非現実的なものだと言わなければならない。


三　もんじゅで起こり得るべき事故の被害
１　はじめに
本件全審査では、仮想事故を想定する際、高速増殖炉がその炉心特性などから崩壊事故や出力暴走事故を起こす危険性が軽水炉型原発に比較し、はるかに大きいにもかかわらず、出力暴走により炉心崩壊が起こり原子炉及び原子炉格納容器の健全性そのものが破壊されるという事故を想定しなかったため、大気中に放出されるプ
ルトニウムがわずか
五一キュリーなどとその放出される放射能の量は不当に少ない数値となっている。これに対し、原子力資料情報室のＰ５は、もんじゅの危険性を立証するため、もんじゅにおいて炉心崩壊事故が実際に起こった場合の事故想定について、自ら行った解析結果に基づき民事訴訟事件で証言した。また、京都大学原子炉研究所助手であったＰ１４は、スリーマイル島やチェルノブイリで原発事故が起こってしまった現実を踏まえ、その著書「原発事故・・・・・・その時、あなたは！」（甲ロ二〇）で、わが国に点在する原発で事故が起こった場合の事故想定をしているが、そのなかでもんじゅで炉心崩壊事故が起こった場合の事故想定もしている。
２　二〇万人のガン死―Ｐ５の事故想定
（一）　もんじゅでの炉心崩壊事故の想定条件
（１）　Ｐ５の本件もんじゅで予想される炉心崩壊事故の想定とは、原子炉容器内の一次冷却材のナトリウムが、ポンプの異常などによりその流量が減り、炉心が過熱状態になり、冷却材のナトリウムが沸騰して炉心熔融を起こし、ナトリウムが蒸発するため原子炉の出力が上昇し、第一次の暴走が起き、そこで溶けた燃料とナトリウムが反応して蒸気爆発を起こし爆発によって炉心が押し下げられ収縮が起こり、これが原因で再臨界に達し、第二次の大爆発へと発展し、それにより原子炉容器が破壊され、格納容器の健全性が破壊され、大量の放射能が原子炉から放出されるというものである（Ｐ５証人第二八回四二丁表、同二二丁裏～二四丁表、甲イ一七七・一四頁）。
（２）　プルトニウムの放出量は、炉内存在量の一パーセントがエアロゾルとなって外部環境に放出されることを設定しており、炉内存在量の〇・〇〇〇三四パーセントのプルトニウムしか大気中へ放出されないとする本件安全審査の数値に比べれば三〇〇〇倍近い数値となるが、数一〇パーセント程度の放出を見なければならないというリチャード・ウェブの考え方からすると、炉心崩壊事故のプルトニウムの放出量としてはむしろ控えめな数値としている（Ｐ５証人第二八回四二丁表５裏）。
（３）　右災害評価にあたっては、放出高度は二〇〇メートル、大気安定度は昀もよく出現する標準的な大気の状態であるＤ、風速は三メートルとし、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針について」（昭和五二年六月一四日原子力委員会決定）に基づいて、各地点のプルトニウムの大気中の濃度を求め、避難せずその大気を吸入した人に対して、「プルトニウムを燃料とする原子炉の立地評価上必要なプルトニウムに関するめやす線量について」に従って、肺、骨表面、肝臓の被曝線量、実効線量当量を計算し、他の放射性物質の影響は無視しプルトニウムだけの影響を評価し、そのプルトニウムの影響の評価についても、土壌汚染や水、食料の汚染になって体内に入ってくる経路は無視し、大気中にプルトニウムが拡散し、そこにいた人が呼吸によってプルトニウムを吸入すると、それがプルトニウムの内部被曝になって影響を与えることだけを評価している。
（二）　近隣市町村の壊滅的打撃と二〇万人のガン死
（１）　本件もんじゅにおいて右に述べたような炉心崩壊事故が起こることにより、原子炉及び原子炉格納容器の健全性は破壊され、炉内存在量の一パーセントにあたるプルトニウムがエアロゾルとなって大気中へ放出され、それが南々西の風により京都、大阪方面へ運ばれて行くと仮定すると、Ｐ５による災害評価では以下のような壊滅的な被害が予測される（甲イ一七一・一七頁～一八頁及び末尾添付図表、Ｐ５証人二八回四一丁裏～五一丁表）。
（２）　もんじゅから二四～二五キロメートル以内に位置する敦賀市白木地区、美浜町、三方町、小浜市などの市町村では、そこに住んでいる住民に対し骨表面（人体組織においてはその影響が昀も厳しい部位）では一〇シーベルト（一〇〇〇レム）、実効線量当量（全身に被曝した場合にどういう影響を与えるかということに換算した値）では一シーベルト（一〇〇レム）の被曝をもたらすことになり、それらの住民は深刻な急性の障害か、急性の死亡まで至るという壊滅的な打撃を受ける。
（３）　もんじゅから七四キロメートルの距離にある京都の北端に及ぶまでの範囲では、その被曝量は被告国が基準として定める「プルトニウムに関するめやす線量について」の骨表面のめやす線量二・四シーベルトを超えることになり、その範囲では急性障害が発生し、被告国の基準に従ったとしても、その範囲内では人が住むべきではなく無人化しなくてはならないことになる。
（４）　被告国の「原子力発電所等周辺の防災対策について」（昭和五六年六月三〇日原子力安全委員会決定）では、原発事故により放射性物質が大量に大気中に放出した場合の周辺住民の退避についての指標につき、一〇〇ミリシーベルト以上の放射線汚染が予測される場合、乳幼児、児童、妊婦だけでなく成人も、コンクリート建屋の屋内に退避するか、退避しなければならないとしている。この一〇〇ミリシーベルトを超える範囲は、もんじゅから一四〇キロメートルの範囲である大阪市や神戸市まで及ぶ。
もんじゅの事故によりその炉内の一パーセントのプルトニウムが大気中へ放出され、それが南々西の風に運ばれ関西方面へその汚染が拡がるとすると、昭和五〇年当時の人口統計でも千数百万人の京阪神地区に住む住民が退避しなければならないことになるのである。
（５）　集団被曝線量の計算値は、プルトニウムの影響だけで二〇〇万人シーベルト（二億人レム）に及び、その内部被曝の晩発性効果によって二〇万人ものガン死をもたらすことになる。この二〇万人のガン死という数値は、ＤＳ八六による広島、長崎の被曝線量の再評価など昀近低線量域での放射線の危険性が明らかにされてきたことから、Ｐ５自身が放射線によるガン死リスク評価を、一万人シーベルト（一〇〇万人レム）あたり一〇〇〇人のガン死という認識のもとに算出したものであるが、ＩＣＲＰの一九九〇年勧告の一万人シーベルト（一〇〇万人レム）あたり五〇〇人というガン死リスク評価に従ったとしても、被曝した一六二九万人のうちから一〇万人ものガン死をもたらすことになる。
３　敦賀市で二万三〇〇〇人の急性障害死―Ｐ１４の事故想定
（一）　もんじゅでの炉心崩壊事故の想定条件


チェルノブイリ事故の大惨事の経験を踏まえ、Ｐ１４はその著書「原発事故・・・・・その時、あなたは！」（甲ロ二〇）のなかで、もんじゅにおいて炉心崩壊事故が起こった場合の災害評価を行っている。右災害評価の手法は、アメリカ原子力委員会が一九七五年に公表した軽水炉における災害評価に関する「ＷＡＳＨ―一四〇〇」にならい、加圧水型原発で炉心冷却系が故障して炉心熔融を起こし、格納容器内の圧力上昇を抑えることができず、耐圧限度を突破して破裂し、格納容器内に充満していた大量の放射能が環境に噴き出すという事故と同じものが、もんじゅで起こったことを想定し災害評価を行っている。
（２）　右被曝量の計算においては、Ｐ５の災害評価と異なり、プルトニウムだけでなく炉内のヨウ素、セシウム、キセノンなど全て放射性物質も大気中に放出されるものとし、プルトニウムについては、炉内存在量一〇パーセントが放出され、体
内被曝については、汚染された水や食物からの
経口摂取は無視し、呼吸によって取り込んだものだけを考えると仮定している（甲ロ二〇）。
（二）　敦賀市では急性障害により二万三〇〇〇人が死亡（１）　右事故想定をもとにＰ１４は、①急性障害による死亡、②晩発性障害によるガン死、③長期避難をすべき領域の三点に関し、本件もんじゅの災害評価を行っている（甲二〇・四八頁～五〇頁）。
（２）　①急性障害による死亡については、被曝した場合五〇パーセントの人が死亡する半数致死線量につき一ＣＲＰの四シーベルト（四〇〇レム）という基準を採用し死者の数を算定しているが、それによると図①に図示するように、本件もんじゅから南々東約一一キロメートルの距離付近にある敦賀市では人口の約五〇パーセントに該当する二万三一二二人が、北東一二～三キロメートルの距離にあるαでは人口の約三〇パーセントに該当する九三六人が、南々東約一五キロメートルの距離にある美浜町で人口の約七パーセントに該当する七三二人が急性障害で死亡する結果となる。
（３）　②被曝による晩発性の影響であるガン死亡の数は、集団被曝線量を計算しその結果から京都、大阪など人口が密集する関西方面へ南々西方向の風が吹いていた場合は約三〇〇万人、岐阜県や静岡県方向へ東南東の風が吹いていた場合は約一五〇万人、東京方面へ東風が吹いていた場合は約一四〇万人、福井市、金沢市方面へ北々東の風が吹いていた場合は約八〇万人というものとなる（図②）。（４）　右数値は、集団被曝線量に対し、一万人シーベルト（一〇〇万人レム）あたり四〇〇〇人が被曝の影響によるガン死するというゴフマンのガン死リスク評価にしたがって計算された数値であるが、関西方面のガン死は、Ｐ５のガン死リスク評価（一万人シーべルトあたり一〇〇〇人）では約七五万人、ＩＣＲＰのガン死リスク評価（一万人シーベルトあたり五〇〇人）でも約三七・五万人となる。（五）　③長期避難をすべき領域とは、原発事故によってセシウム一三七のような半減期の長い放射能が地面を汚染するので、何十年にわたり居住不可能となる領域である。チェルノブイリ事故の際、旧ソ連は避難基準の目安の一つとして、セシウム一三七の地面汚染度濃度につき、一平方メートルあたり一四八万ベクレル（一平方キロメートルあたり四〇キュリー）、ロシア共和国は旧ソ連よりも約三倍厳しい一平方キロメートルあたり一五キュリーという避難基準を示した。右基準に従うと長期避難をすべき領域は、図③のように、旧ソ連の緩い基準でも京都市、大阪市、名古屋市も及び、ロシア共和国の厳しい基準では、鳥取県、岡山県、和歌山県、静岡県、長野県のそれぞれ一部まで含むきわめて広い領域となる。四　甚大な放射能被害の蓋然性から建設・運転は差し止められるべきである。もんじゅはその炉心特性から、出力暴走し炉心崩壊事故を起こす危険性が軽水炉と比較し桁違いに高いにもかかわらず、被告動燃は原子炉格納容器の健全性を前提とし、炉内から大気中へのプルトニウム等の放出量を著しく過小評価し、設置許可申請書を国へ提出しているが、ひとたびもんじゅで炉心崩壊事故が起こってしまえば、原子炉及び原子炉格納容器が破壊され、プルトニウムを含む原子炉内の大量の放射能が大気中に放出され、被曝による急性あるいは晩発性の取り返しのつかない甚大な被害がもたらされることは、Ｐ５やＰ１４の災害評価から見ても明らかである。
もんじゅが建設・運転されることになれば、原子炉格納容器そのものが破壊されるような炉心崩壊事故が起こり得る蓋然性は軽水炉と比較し、格段と高いことは明らかであるから、被告動燃のもんじゅの建設・運転は差し止められるべきである。
第六章　もんじゅの危険性
第一　ナトリウム漏洩火災事故はもんじゅの安全性を揺るがせた一　問題の所在―何が問われているか。
１　もんじゅの安全確保の根幹に関わる重大事故
一九九五年一二月八日に発生したもんじゅのナトリウム漏洩火災事故は連日のように新聞紙上を賑わせ、社会を大きく震憾させただけではなく、技術的に重大かつ困難な問題を投げかけた（甲イ第二五〇号～甲イ二七二号証）。福井県、福島県、新潟県の県知事は合同して国に対し本件事故を「核燃料リサイクルの中核とされている高速増殖炉の安全確保の根幹に関わる重大事故」ととらえ、事故の徹底究明と情報公開を求めた異例の提言を行った。被告動燃も本件事故を「もんじゅの安全確保の根本に関わる重大な事故」と受け止めざるを得なかった（検討結果報告書第一回一―一）。
２　安全審査の誤りを示した事故
本件ナトリウム漏洩火災事故は、安全確保の根幹に関わる重大事故であったというにとどまらず、安全審査の誤りを明確にした事故でもあった。すなわち、安全審査で審査された二次系ナトリウム漏洩事故の事故解析におい
て、一五〇トンのナトリウムが漏洩しても
ナトリウムとコンクリートの反応を食い止める機能を持つ床ライナの昀高温度は四六〇度で、設計温度である五三〇度には余裕があり、床ライナの損傷、ナトリウム・コンクリート反応による損傷や破壊などは起こり得ないとされてきた。しかし、実際には想定された漏洩量の約二〇〇分の一足らずの漏洩で、床ライナの温度は設計温度を二〇〇度以上も上回り、腐食反応により床に窪みが生じたのである。さらに、その後のナトリウム燃焼実験では、条件によってはもんじゅにおいても床ライナに大きな穴があき、コンクリートとナトリウムが直接接触し、ナトリウム・コンクリート反応によって床が崩壊し、機器の破壊、放射能の大量漏洩につながる大規模な事故が発生する可能性も明らかとなった。この事実を、原子力安全委員会は乙イ第一二号証の報告書（一四頁、二六頁、二七頁）において認めている。即ち、


（一）　事故の直接の原因となったナトリウム温度計の破損は設計ミスを見逃したためであることを認め、同じ様な欠陥がもんじゅのほかの部分にも潜んでいる可能性があることを指摘している。
（二）　もんじゅの安全審査で二次系ナトリウムの漏洩事故について、大規模事故を想定すれば、これよりも小規模な事故による危険性は全て包括されるという「大は小を兼ねる」という誤った認識に立っていたことを認めた。（三）　床ライナが高温でナトリウム酸化物によって腐食されるということについて、本件事故発生まで、「知見も問題意識もなかった」ことを、安全委員会が自ら認めた。このように原子力安全委員会自身が自ら、本件安全審査及び安全審査システム自体に過誤があったことを認めている。
３　証明された動燃の技術的能力の欠如
また、ナトリウム漏洩火災事故にとどまらず、被告動燃の技術的能力を疑わせる事実が二年間で次々と明らかとされた。
すなわち、本件事故及びその際の虚偽報告とビデオテープの改纂、九七年三月の被告動燃の東海再処理工場の事故とその後の悪質な隠蔽工作、被告動燃のふげん発電所による度重なる放射能漏れ事故とその秘匿、放射性廃棄物の杜撰極まりない保管、被告動燃による予算の不正流用などがそれである。被告動燃が原子力技術を取り扱う技術的能力も倫理的誠実さも持ち合わせない集団であることが明確となったのである。
４　許可は無効であり、もんじゅの運転は許されない。
本章においては、ナトリウム漏洩事故の問
題点を解明し、被告動燃にもんじゅを安全に設置し、適格に運転する技術的能力がないことを指摘するとともに、本件安全審査に明白かつ重大な誤りがあるため無効であることを論ずる。
結論的には、本件事故によって本件安全審査は安全確認に重大な過誤があるため無効であり、被告動燃によるもんじゅの運転は絶対に許されてはならないことを明らかにする。
二　ナトリウム漏洩火災事故で明らかになったこと
１　火災検知器の発報から漏洩終了まで
（一）　漏洩発生前の状況
もんじゅでは原子炉等規制法に基づく使用前検査の一環として、電気出力四〇％でのプラント・トリップ試験（緊急停止試験）を行うため、一九九五年一二月六日原子炉を起動し、一二月八日午後四時三〇分、発電機を併入（発電を開始）して、熱出力四五％への出力上昇操作が実施されていた。
（二）　火災検知器発報
一二月八日午後七時四七分一三秒、原子炉熱出力四三％（電気出力四〇％）で運転中のもんじゅで突然、「Ｃループ中間熱交換器二次側出口Ｎａ温度高」の警報が発せられた。続いて四七分一九秒及び四六秒、Ｃループ二次主冷却系配管室（以下配管室）の二箇所で煙感知式火災検知器が警報を発した。煙の発生原因としては、まず、ナトリウムの漏洩が考えられるが、この時点でナトリウム漏洩警報は出ていない。警報を発した温度計の指示値は、図六―一―二―二に見られるように、一旦二〇〇度あたりまで下がったあと、急激に上昇して振り切れるという異常な挙動を示していた。これに対し当直長がどのような指示を出し運転員がどのように振舞ったか、被告動燃及び被告国のいずれの報告書にも触れられていない。
（三）　ナトリウム漏洩警報
火災検知器警報から一分以上後の午後芯時四八分二五秒及び五五秒、「Ｃループ二次主冷却系Ｎａ漏洩」警報が、配管室Ｃの二箇所で発報している。ナトリウム漏洩の事態がこの時からはっきりしたことになる。Ｎａ漏洩検出器はＬＢＢの考え方に基づき、漏洩を微少な段階で発見し、それによって火災にいたる事態を未然に防ぐ手段であった。当然、火災検知器が警報を発する前にＮａ漏洩警報の発報があるものと期待されていたが、今回の事故では、その期待は裏切られ火災警報が先行した。これは火災防止設計の基本に抵触する重大事であるが、この点に注意を払った報告書はない。
（四）　第一回現場確認
マニュアル（異常時運転手順書）に従って運
転員二名が現場（配管室Ｃ）へ行き、うち一名が扉を少し開けて『煙の発生を確認』した。
この表現は被告動燃第一次報告書（四六頁）によるが、科学技術庁第一次報告書では、『雰囲気がもやっている』という暖昧な表現に変わっている（二―三頁）。一方、被告動燃から福井県原子力安全対策課に当日午後八時四〇分に入った第一報は、『現場からは煙が出ている模様』という表現であり、『もやっている』ではなかった（高速増殖炉もんじゅの二次系ナトリウム漏洩事故について）平成七年一二月二五日原子力安全対策課記者発表七―一一八）。煙の発生が認められた場合、手順書は原子炉手動トリップの操作をすることを求めている。後に言い替えられた暖昧な表現は、右記録をつきあわせてみると、原子炉トリップ不履行に対する手順書違反の追求を逃れるための虚言の疑いを拭いされない。（五）　誤った通常停止操作
当直長はＣループ二次冷却系の蒸発器及びオーバーフロータンクのＮａ液位に変化が見られなかったところから、ナトリウムの漏洩規模は小さいと判断、小規模漏洩時の手順書に従い、通常停止の操作に入ることを決めた。しかし手順書に定められているプラント第一課長へ連絡し、通常停止の了解を取るための時間に要した結果、午後八時〇分に通常停止の操作をすることになった。通常停止とは一時間あたり一五度ずつ温度を下げていく極めてゆっくりした停止モードである。自動車に例えればそれまで踏んでいたアクセルから足を離した程度の意味しか認められず、通常停止とは言ってもそれは運転の継続と殆ど変わることがなく、冷却系のポンプは停止操作以前と全く同じように回し続けなければならないためナトリウムの漏洩量に変化はない。
結局、通常停止の選択は、緊急に追られている漏洩防止対策を放棄したことを意味し、右対策がとられたのは通常停止操作から一時間二〇分後の原子炉停止後のことである。
（六）　大幅に遅れた原子炉トリップ
午後八時五〇分、二回目の現場確認が行われた。第一回の確認から実に一時間を経過しての現場確認であった。
確認は、被告動燃第一次報告書（四七頁）の表現では「配管室の扉を少し開け白煙の増加を確認」とあり、科学技術庁第一次報告書（二―二九頁）では「配管室の扉をゆるめたところ白煙が扉の隙間から出てきた」とされており、両報告書のニュアンスは若干異なっている。その頃までに火災検知器の発報が相次いだこともあって、当直長、プラント第一課長、炉主任技術者の三者で火災が拡大していると判断を下し、午後九時一〇分原価子炉手動トリップを決定した。しかし原子炉トリップ操作前にタービントリップを先行させたため、実際のトリップ操作は決定から一〇分後の午後九時二〇分に実施された。このようにして事故発生から一時間三三分後にようやく原子炉が停止されたのである。


（七）　ナトリウム緊急ドレン
ナトリウム漏洩を停止させるためには、原子炉トリップ後、早急に冷却材主循環ポンプの低流量駆動用ポニーモーターを停止させ、引き続いて漏洩ループ内のナトリウムを緊急にドレンすることが必要である。しかし、今回ポニーモーターは原子炉トリップ後も一時間三四分遅れて開始された。またＣループにナトリウムを補給し続けていたオーバーフロータンク汲み上げも、原子炉トリップ後一時間二六分たってから停止された。その間漏洩ループ内のナトリウムは補給され続け、ポンプは漏洩を加速し、緊急ドレンの遅れによりナトリウム漏洩とその火災はさらに長引くこととなった。
（八）　空調設備の運転
ナトリウムが漏洩燃焼した配管室Ｃの換気空調系は、午後一一時一三分、ナトリウムドレンに伴う「蒸気発生器液位低低」信号の発報によって自動的に停止するまで動かされ続けてきた。このように換気空調系が事故発生の三時間二六分後まで運転されていたことによって火災の拡大、長期化をもたらしたと考えられ、空調ダクトの溶融破損という事態も重なって、後述のとおり酸化ナトリウムなど燃焼生成物が原子炉補助建屋内及び屋外に拡散する事態に至った。
（九）　火災事故
二次系主冷却系配管室から漏洩したナトリウムは約七五〇キログラムと言われている。漏洩したナトリウムは直ちに白煙を上げながら高温で炎上して配管の直下にあった空調ダクトに直径一メートルの穴、グレーチング（工事用足場の金網）に直径三〇センチメートルの穴をそれぞれあけたうえ、床ライナーを溶融変形させた。また、ナトリウムの燃焼でできた酸化ナトリウム化合物が、運転を続けていた空調ダクトを通じて補助建屋の延床面積の二〇パーセント以上にあたる五，五八〇平方メートルに拡散し、機器、盤類、ケーブルなどに付着しただけでなく、前述のとおり空調ダクトを通じて屋外にも拡散した。このナトリウム化合物はやがて空気中の
水分を吸収して苛性ソーダとなり金属
類を腐食させ種々のトラブルや事故の原因となる可能性を秘めている。
２　ビデオ隠しと虚偽報告
（一）　通報の遅れ
本件事故は一二月八日午後七時四七分に発生したが、被告動燃から福井県への連絡は午後八時三五分、敦賀市へは午後八時四八分と、いずれも事故発生から一時間余り遅れている。
原子炉設置者が行う事故後の関係自治体への通報連絡は、事故発生時に自治体が住民の安全を図るための措置を講ずるために迅速になされる必要があり、これが守られていないばかりか、後述のとおり虚偽報告をするに至っては原子炉設置者としての適性を疑われる重大な問題である。
（二）　事故隠し
（１）　ビデオ隠しの事実経過
本件事故直後、事故現場を撮影したビデオは一二月九日午前二時に撮影されたもの一本と同日午後四時のもの二本の合計三本が存在したが、被告動燃はこのうち一本を事故を過小なものに見せかけるため編集を行なって公表し、オリジナルテープの存在を隠匿した。しかし、福井県やマスコミによる追求によって被告動燃は右テープ三本の存在を明らかにせざるを得なくなった。
右ビデオ隠しの事実経過の概要をまとめると次の通りとなる。
①　一月八日午後七時四七分
本件事故発生。
②　一二月九日午前二時五分
作業員五名が配管室に入室、環境調査を行うとともに一〇分間のビデオ撮影及び写真撮影を行った。
所長の部屋でビデオを再生したうえ、三本のビデオテープにダビングし本社と所内に一本ずつ置き、一本は消去した。事故直後の一二月九日午前二時の段階で撮影されたこのビデオは一二月二二日まで存在が隠され続けた。
③　一二月九日午前一二時
もんじゅ建設所次長が被告動燃本社、科技庁に「午前一〇時に配管室へ入室した」と虚偽の報告をし、記者会見もした。その時、ビデオは撮っていないと記者に明言している。
④　一二月九日午後四時
もんじゅに出張中の本社主幹が午前二時のビデオを被告動燃本社に持ち帰った。このビデオは被告動燃本社で再生されていたが、一般に対しては一二月二二日に発覚するまで秘匿していた。
⑤　一二月九日午後四時一〇分
九名の作業員が配管室に入室、ここで四分と一一分の二本のビデオ撮影がなされた。
⑥　一二月九日午後四時三〇分
右ビデオを所長、副所長の前で再生した。その場で一一分のビデオを一分間のビデオに編集することが指示され、漏洩箇所の温度計や大きく穴が開いた空調ダクト
など生々
しい映像部分がカットされた一分間ビデオが作られ、科技庁運転管理専門官（運専管）、福井県担当者に見せて報告し同時に、記者にも発表された。しかし運専官や福井県担当者からもっと長いオリジナルテープがあるのではないかと追求さ拠れ、同日午後七時すぎ一一分ビデオを四分間のものに編集して、これが全てであると嘘をついて、オリジナルテープの存在をあくまでも隠し通した。被告動燃が右一一分と四分のビデオ二本が存在し、ビデオ隠しをしていた事実を認めたのは二一月二〇日になってからのことである。
（２）　虚偽報告
被告動燃は一二月一九日原子炉等規制法六七条に基づいて科技庁長官に右事故を報告するにあたり、配管室への初期入域調査が一二月九日午前二時であるにも拘らず右事実をことさら秘匿したうえ、同日午前一〇時に行ったと明らかに虚偽の事実を報告した。火災直後のビデオを隠し、オリジナルテープから事故を過小なものに仮装するためダビングテープの編集を行なうなど一連の「事故隠し」の経緯から見ると、右虚偽報告は個人的な些細なミスではなく、被告動燃の組織的な行為であると認められる。
３　床ライナ等の損傷―事故が明らかにしたこと
本件事故は、二次主冷却系配管に取り付けられた温度計のさや管が折損し、右配管内のナトリウムがさや管を伝わって配管外に約七五〇キログラム漏洩したものである。
漏洩したナトリウムは、漏洩と同時に白煙を上げながら高温で炎上し、落下して次のとおり各設備機器を損傷した。
（一）　空調ダクト、グレーチング二次冷却系配管の直下に通っていた空調ダクトはナトリウム火災によって損傷し直径一メートルの大きな穴が空いた。また、同配管の真下にグレーチング（工事用足場の金鋼）が通っていたが、グレーチングにも直径三〇センチメートルも穴が空いた。
これらは、本件の事故以前には、設置許可申請書及び安全審査書において全く予想すらされていなかった損傷であり、ナトリウムが果たして、いかなる温度で燃焼したかが大きな問題となった。
被告動燃は、動燃第四報（乙イ第九号証）において、グレーチングについては加熱温度は一、〇〇〇～一、〇五〇度と推定し、空調ダクトの加熱温度は八〇〇度以下と推定している。


これに対し、金属材料研究所はグレーチングの欠損部の調査で昀高温度を一、〇五〇度と推定したデータを発表し、被告動燃の報告と開きを見せている。被告動燃の報告はグレーチング欠損部に着目するものではなく、残留したグレーチング片を重視するものである。しかし、残留したグレーチング片の金属組織形態から評価される温度は、あくまで残留したその部分の温度である。グレーチングの昀高温度点は残留部にではなく、損傷中央部の溶けて無くなった部分にあったと考えるのが自然である。したがって欠損した部分の温度も八五〇～一、一五〇度であったとする議論は相当ではなく、到達昀高温度は一、一五〇度以上あったということしか言えないはずである。いずれにしても被告動燃の言う「一、〇〇〇～一、〇五〇度」あるいは金属材料技術研究所のいう「一、〇五〇～一、一五〇度」という温度は、「再現実験」でのグレーチング部の測定値と比べてかなり高いものになっている。かかる温度がどのように推定されるかという問題は、床ライナ、コンタリート、リッドが、如何なる温度にさらされたという問題に大きく影響するものである。
（二）　床ライナ
床ライナは厚さ六ミリメートルの鋼板でありナトリウム漏洩にナトリウムとコンクリートとの接触を防止するために設けられた設備である。しかももんじゅの三次系においては、ナトリウム漏洩時の事故の拡大を防止する設備としては、これが唯一のものである。本件事故時、漏洩のあった温度計真下の床ライナには穴が空くという昀悪の事態こそ回避されたものの、床ライナに波打つように大きく変形し、コンクリート壁との隙間の覆いとして取り付けられたリッドを持ち上げ破損させた。床ライナは局所的に〇、五～一、五ミリメートルの板厚減少（乙イ第九号証、動燃第四報四―八）が観察されており、まさに首の皮一枚のところで事故の拡大がさけら肌たと言える。したがって、事故調査にあっては、火災現場の具体的調査を床ライナだけに「ナトリウムとコンクリートとの接触を防止する」機能を期待する、現在の設計に関わる考え方にまでさかのぼった検討に役立てようとする姿勢こそが必要であるが、推積したナトリウム化合物のまともな調査は遂に行われなかった。即ち、床ライナ上に推積したナトリウム化合物は重量にして約三〇〇キログラムもあったとされているが、そこから直接採取された分析用試料はわずか三個しかなく、しかも三個の試料は元々推積物の除去作業方針を立案する為に採取させたものであって、影響調査を目的として採取されたものではない。被告動燃第四報にはこれら以外に四個の試料を分析した結果が報告されているが、それらは「床推積物回収後のドラム缶、ペール缶より試料をサンプリング」したものすぎず、（動燃第四報四―八七）採取位置が全く確定されていない。そのため、床ライナに直に接していた化合物についての情報が全く得られないままになっており、床ライナの減肉調査にとって致命的な損失を与えている。被告動燃は、遠方部の床ライナから切り取った試料を利用して「熱履歴試験」を行い、「漏洩近傍の床ライナ金属組織と比較し」金属組織形態の類似性から床ライナの昀高到達温度は六五〇～七〇〇度より若干低めの値となっているだけでなく、右推定には重大な疑問がある。
例えば被告動燃の言う「昀高到達温度」を指しているのか、あるいは再現実験でも測定されたような瞬間的な温度変化も考慮にいれたものであるかは不明である。組織比較のための「熱履歴試験」が等温加熱試験であるところがらすれば、そこから求められるのは平均的な温度であると考えられる。
また、床ライナの金属組織は一例しか示されていない。そして比較に用いる「熱履歴試験」の組織についても数例が示されるに止まっており、その加熱条件も温度以外は明らかにされていない。被告動燃による「推定」の妥当性を確認するには金属組織調査の全体についての試料が示されるべきである。（検討結果報告書第三回六八、六九頁）
（三）　リッド
リッドは、厚さ二ミリメートルの鋼板であり、床ライナとコンクリート壁との隙間を覆いナトリウムとコンクリートとの接触を防止するために取り付けられた設備である。
本件事故で後述のコンクリート壁が黒く変色した部分に近いリツドの接合部は、リツド接合カバーの左但が浮き上がり、カバーとリツド接合用ビス三本が外れており、カバーはリッドに対し三〇センチメートル浮き上がっていた。リッド下面には、補強板が取り付けられているが、補強板は床ライナ立ち上がり部と接触しており、リッド及びカバーの浮き上がりは床ライナ立ち上がり部が、補強板を強く押し上げた結果と考えられる。被告動燃はリツドの到達温度六〇〇度以下と推定している。
（四）　コンクリート
壁本件事故の発生箇所は、一次系と壁一枚で接する原子炉補助建屋の壁コンクリート壁に近接し、コンクリート壁には大きく深さ一ミリメートルの黒灰色への変色がみられた。
そもそも、コンクリートはセメン
ト、石、水の混合物であり、ナトリウムは水や酸素と激しく反応する。そのために高速増殖炉の設計にあたってはナトリウムがコンクリートと反応しないようにすることが基本原則であったが、これがもろくも崩壊したのである。即ち、コンクリート変色部のナトリウム化合物の含有量は、該当部の深さ一センチメートルまでの試料において高い数値を示している。（動燃第四報四―一三）のであって、右事実からナトリウムが直接コンクリートと接触した事が明白だからである。高速増殖炉で先行するスーパーフェニックスでは壁のコンクリートをナトリウムから保護するため、床だけではなく壁にも鉄製ライナが施されたのであるが、被告動燃は右事実を知りながら、右対策を講ずることなく本件事故を招いたのである。そのうえ度重なる指摘にも拘わらず、被告動燃は右対策を講ずることがないまま現在に至っている。
また、被告動燃第四報は、コンクリート壁、コンフリー下床及びリツド下のコンクリート壁の受熱温度をそれぞれ四〇〇度、五一〇度、五七〇度と推定している。
（四―一三）
ナトリウムとコンクリートの反応に関しては、米国のサンディア研究所などで大がかりに実験がなされ、温度が四〇〇～五〇〇度以上になると爆発的な反応が発生することが判明されている。今回のコンクリート床の推定温度は五一〇度で破局的な反応が始まる温度であり、さらにリッド下コンクリート壁ではその推定温度は五七〇度で既に破局的反応が始まる温度領域に入っていた。もしリッドやライナに破損が起きていればこれらのコンクリートはナトリウムと一気に反応をおこした可能性が強い（検討結果報告書、第三回）。
再現実験でその度に状況が変わったように、事故時の状況はほんのわずかのことで著しく変わってくるのであって、本件事故においても条件次第でナトリウムとコンクリートの反応が第二段階に進み、一気に制御できない状況になるおそれは十分にあったのであり、本件事故の結果を軽視することはできない。
（五）　ナトリウム化合物
本件事故ではナトリウム漏洩を知りながら、原子炉停止と二次系ナトリウムの緊急ドレンを長時間にわたって遅らせた。更に、空調設備の運転を停止させなかったために火災の拡大とナトリウムエアロゾルによる汚染を拡大してしまった。ナトリウムエアロゾルによる汚染範囲は漏洩したＣ系列だけでなく、Ｂ系列や共通領域ま


でに及び、その延
床面積は合計で五五八〇平方メートルにも達している。ナトリウムは水に接触すると激しく反応して水素を発生し、また、空気に触れれば、燃焼すると言う性質も有する。その結果、水酸化ナトリウム、酸化ナトリウム、過酸化ナトリウムなどが生成されるが、それらはいずれも激しい腐食性を有する。時間の経過とどもに腐食性は低減されるが、電気系統に入ったものは接触不良をおこすし、水分があれば再び腐食牲を帯びるので、結局、これら化合物を完全に除去しない限り、システムの安全を保てないことになる。
４　事故の拡大を防止できなかった原因
（一）　本件事故は一九九五年一二月八日午後七時四七分に発生したが、（１）　原子炉の手動トリップの実施は、事故発生から一時間三三分を経過した午
後九時二〇分であり、
（２）　本件はナトリウム漏洩事故であるから事故発生箇所の配管から緊急にナトリウムをドレン（抜き取り操作）する必要があったにもかかわらず、これが実施されたのは事故発生から約三時間も経過した後の午後一〇時四六分であり（しかも、右ドレン操作の完了までに約一時間二〇分を要している）、（３）　火災の拡大防止に必要不可欠な換気空調システムの停止は、事故発生から約三時間二六分後に実施されたこと（しかも、右停止操作は運転員の判断によるものではなく、右（２）のナトリウムドレンによる「蒸気発生器液位低低信号」の発報に伴う自動停止である）、などによれば、被告動燃は本件事故の拡大を防止し、これを終息させるための措置を何ら自覚的には講じなかったものと言わざるをえない。
（二）　そして右のとおり本件事故の拡大を防止できなかったことは、本件「もん
じゅ」の設計および構造土、
（１）　本件事故の発生を迅速かつ正確に認知する機能がなく、（２）　本件事故の規模を正確に把握する機能もなく、（３）　従って、本件事故の拡大を防止するための機能が不備であった、という「もんじゅ」の根本的な欠陥を露呈させたものである。以下、その要点を指摘する。
（三）　本件事故の発生を認知する機能の不備
（１）　火災検知システムの不備
①　本件事故の発生現場である配管室（Ｃ）には、煙感知型の火災検知器が設置されており、これはナトリウム漏洩の検出器の機能も有している。この火災検知器の発報は中央制御室の火災報知器で確認できることとなっているが、この火災報知器
は中央制御室からは二・六メートル
離れた別の場所に設置してあり、運転員はこれに近づいて目視しなければ表示内容を確認することができない構造となっている。即ち、火災検知器の発報は中央監視盤の画像表示装置によって即時、一目で認知することはできないのである。②　右に加え、火災報知盤の音響停止スイッチを入れると火災検知器の発報が停止し、この停止スイッチが入っている間は新たな発報信号が入っても警報が鳴らない設計となっていた。
③　このような設計および機能の不備から、本件事故発生後の午後八時三〇分頃から火災検知器が再度発報を始め、午後八時四〇分頃以降には発報箇所が急増したにもかかわらず、中央制御室内ではこれらを何ら認知できなかったのである。
（２）　ナトリウム漏洩検出システムの不備
①　二次主冷却系配管には、配管表面と内装板の空隙部の気体を吸引サンプリングする方法によるナトリウム漏洩検出器が設備されている。警報しか発せられず、中央制御室の中央監視盤で発報した個々の検出器を特定できる設計となっている。しかし、右検出器による具体的な計測値は中央制御室で確認することはできず、中央制御室の外の現場制御盤のチャートで確認しなければならない構造となっている（注　本件では原子炉補助建屋五階の、Ａ―五一二室にある現場制御盤まで運転員が出向いて計測値を確認している）。②　このようなナトリウム漏洩検出システムは、ナトリウムの漏洩状況を迅速、正確、連続的に把握するものとしては極めて不備である。
（３）　ナトリウム漏洩検出器の機能上の問題
①　本件ナトリウム漏洩検出器においては、サンプリングノズルから検出器までサンプリングされた気体が移動するのに要する時間およびデータ処理時間のため平均で約一～二分の検出遅れがありうるとされる（甲イ・二四三・二―一二頁）。この点、Ｐ８証人は漏洩規模が小さい場合には、検出遅れは一時間単位にもなりうると証言する（第一七回弁論・七二丁表）。
②　ナトリウム漏洩検出器がナトリウムの漏洩状況を迅速、正確、連続的に把握するための重要な機器であることは前記のとおりである上、漏洩規模（量）の大小にかかわらずナトリウム漏洩事故は極めて重大な結果をもたらすことが本件事故によって明らかになった以上、本件ナトリウム漏洩検出器の右の検出遅れ（タイムラグ）は、検出器の機能の不備と言わざるをえない。
（四）　本件事故の規模を把握する機能の不備
（１
）　オーバーフロータンクのナトリウム液位計の設計上（機能上）の不備①　ナトリウムドレンのための設備としてオーバーフロータンクがあり、この液位はナトリウム漏洩の規模（漏洩ナトリウム量）を把握するための指標とされている。本件事故においても運転員は、右の理解に即してオーバーフロータンクのナトリウム液位計の表示を注視し、これに変化が認められないことから、本件事故によるナトリウム漏洩規模は小さいと判断し、その旨の措置を講じたとされる（甲イ二四三・五頁）。
②　しかしながら、そもそもオーバーフロータンクのナトリウム液位計によって漏洩したナトリウムの量を詳細にわたり測定しようとする設計思想自体に疑問がある。なぜならオーバーフロータンクの設備の規模からして、さほど容易に詳細な測定が可能とは思われないからである。現に本件のオーバーフロータンクナトリウム液位計は、チャート一目盛りがナトリウム量に換算して〇・七～〇・八トンと感度カ低く（注　本件事故による漏洩ナトリウム量は約〇・七トンと推測されている）、しかも液位計自体に約三％の誤差がふくまれているのである。③　ナトリウム漏洩事故の拡大防止策を講じるために、漏洩ナトリウム量を正確に把握する必要があることはいうまでもない。そのために例えばオーバーフロータンクの構造をナトリウム液位の変化がより詳細に計測できるよう、使用範囲部分の径を細くし、波立ち防止対策を施した構造にすることなどが必要だったのである。また仮にそのような構造が困難であれば、全く別の漏洩ナトリウム量の計測設備を設おるべきである。
④　いずれにせよ現実のオーバーフロータンクのナトリウム液位計は前記のとおり低感度のものであり、運転員はこれに依存して本件事故を小規模なものと判断し、原子炉のトリップ操作もせず漫然と事故を拡大させたものである。この原因と責任は第一に右ナトリウム液位計の設計上（機能上）の不備求められるべきである。
（五）　本件事故の拡大防止のための設計上の不備等
（１）　緊急ドレン機能の不備


①　本件事故を認知した後、直ちにナトリウムの緊急下レシを実施すれば（少なくとも事故発生から二〇分後にドレンを実行すれば）、ナトリウム漏洩量は三分の一以下に止まったと評価されている（甲イ三〇一号証二三頁）。右評価によれば、本件事故による重大な結果の発生は、ナトリウムの緊急ドレンの遅れが一因となったと理解される。
②　本件でナトりウムの緊急ドレンが遅れた原因は、後述の「異常時運転手順書」の各記載内容の不備も一因だが、設計上の問題としては次の点が留意されるべきである。
ナトリウムの緊急ドレンは、定格運転温度（本件事故発生当時は中間熱交換器出口で約四八〇度）の二次系ナトリウムを直ちに低温度（定格運転時に二三〇度、あるいは予熱温度二〇〇度）のドレン関連機器（オーバーフロータンク、ダンプタンク、ドレン配管その他の機器）に移送するものであり、その際には右の温度差に伴う熱衝撃によるドレン関連機器の健全性が問題となる。そして本件事故において運転員は、右の認識に基づき本件「もんじゅ」の「設備別運転要領書」に従って、ナトリウム温度が四〇〇度に低下するのを待ってドレンを実施したとされている（注　本件事故発生から約三時間も経過した午後一〇時四六分ころからドレン開始）。
なおドレン関連機器の熱衝撃への耐用性について、本件設備はその供用期間を通じて約一〇回の緊急ドレン（＝温度低下を待たないドレンの実施）の範囲内で健全性を確保できるだけであることが判明している。（甲イ三〇一号証二三頁、参―一三頁）。
③　以上によれば、本件のナトリウム漏洩事故においては、ナトリウムの緊急ドレンが事故拡大の防止策として有効ではあるが、この防止策の実施は本件設備の健全性の確保との関係で限界があり（右により約一〇回）、本件事故ではこれを実施しなかったこと、換言すれば本件事故の規模では、事故の拡大防止に有効なナトリウムの緊急ドレンを実施することができなかったことが明らかとなったのである。そして、本件事故において緊急ドレンが実施できなかったことは、右のとおり関連機器の耐用性の欠如によるものだから、これは緊急ドレンの機能ないし設備の不備である。
（２）　換気空調システムの停止の遅れ
①　二次系でのナトリウム漏洩事故の場合、ナトリウム火災の拡大防止および火災によって生じるナトリウム・エアロゾルの環境等への拡散を防止するため換気空調システムの早期停止が必要である。
②　この点、本件許可申請書の添付書類（乙イ第六号証、甲イ第四二〇号証、一〇―三―三四）には、「火災検知器の信号で空調ダクトを全閉とする」とされているにもかかわらず、本件事故においては実施されず、ナトリウムドレン操作による
「蒸気発生器液位低低信号」に基づく気空調システム
の自動停止（同日午後一一時二一分五三秒）まで換気が継続された。これにより、本件事故による火災は長時間継続し、周辺環境にナトリウム・エアロゾルを放散したのみならず、排気設備と吸気設備の位置関係から一旦排気されたナトリウム・エアロゾルが再度吸気され、本件施設内にも広範囲にナトリウム・エアロゾルが拡散することとなった。
③　換気空調システムの停止が右のとおり遅れた原因の一は、後述の「異常時運転手順書」の記載の不備にある。
即ち、右「手順書」の「フローチャート」（注　「異常時運転手順順書」の種別と、その内容の問題点は後述のとおり）では、原子炉停止操作の後、換気空調システムの停止操作は緊急ドレン操作と並行して行うべきものと記載されているが、右「手順書」の「細目」には右停止操作を緊急ドレン操作の後に行うべきものと記載されている。そして運転員は右「細目」に従って運転操作したことにより換気空調システムの停止の遅れが生じたとされる。
④　換気空調システムの停止の遅れが右のとおり「手順書」の不備にあるとしても、ナトリウム漏洩事故の拡大防止策として右停止操作の早期実施は前記のとおり本来的に必要不可欠のものであり、これを運転員が理解していなかったこと自体、被告動燃の責任がある。
（３）　「異常時運転手順書」の問題―原子炉のトリップの遅れ①　本件事故を想定して、被告動燃は二次主冷却系のナトリウム漏洩に関して「異常時運転手順書」（以下、「手順書」という）を作成している。しかしながら、「手順書」の内容が本件事故への対処にあたり甚だ混乱と不明確の原因となったことは周知のとおりである。
②　即ち、
第一に、「手順書」は一のものではなく、「概要」と「フローチャート」を「細目」の三つの種類があり、その内のどれを手順の基本とするのか明らかではなかったこと。
第二に、本件事故においては火災検知器とナトリウム漏洩検出器の発報があったがオーバーフロータンクナトリウム液位計に変化がなく、かつ事故発生現場付近で炎が見えないことから運転員は小規模のナトリウム漏洩と判断したこと。
第三に、火災検知器の発報について「手順書」の、
（イ）　「フローチャート」では、これを原子炉の手動トリップ（停止）の事由と
していたが、
（ロ）　「概要」および「細目」ではこの点について全く記載がなく、（ハ）　右（１）と（２）について、運転員も責任者（当直長）も認識がなく、従って「細目」に従って運転していた運転員は原子炉の手動トリップを全く考慮しなかったことが明らかである。
③　要するに、本件事故の拡大防止について被告動燃は人的対応態勢（運転手順の周知方）も全く欠落させていたのである。
（四）　まとめ
本件は約〇・七トンのナトリウム漏洩事故とされる。この規模のナトリウム漏洩に対して被告らが予定していた（はずの）事故拡大防止対策が有効、適切なものであったか否かにつき、被告らはこれを積極的に論証することができない。他方、被告らは本件許可申請書では、一五〇トンのナトリウム漏洩を想定し、その場合でも本件原子炉の健全性は確保されるから本件事故は許可申請書が想定した範囲内である（「大事故は小事故を兼ねる」との論理か？）と強弁するようである。
しかし、本件事故において以上のようにその拡大防止ができなかったこと、さらに本件事故の規模においても本件許可申請書の想定事象を超える事象が現に生じたこと（床ライナーの温度上昇など）について、被告らは何ら合理的な説明をすることができないのである。
以上の厳然たる事実によれば、ナトリウム漏洩事故はその規模の大小に関わらず本件許可処分が机上（計算上）で想定した態様および規模とは全く異なる挙動を示すものであり、従って右許可処分そしてこれに基づく被告動燃による「もんじゅ」の運転は何ら原告らの安全を確保するものではないことが明らかである。
５　温度計の設計ミスは見逃された
（一）　温度計の構造


本件破損した温度計の構造は、甲イ第三〇一号証参考に付された参―２図に記載された２次系の温度計の図のとおりであった。この温度計の際立りった特徴は、その根本の部分が段付き構造となりていることと、細管部が、長く配管内に突き出していることにある。
この段付き部の曲率は、設計時には指定されておらず、曲率半径は加工時に使用されたバイトの刃先の丸みによって決められることになり、現実に出来上がった物の曲率は、〇・一ミリメートルであった。
（二）　温度計さや破損のメカニズム
（１）　科学技術庁平成八年五月二三日付報告書（甲イ第三〇一号証）の記載右報告書は、光学顕微鏡や走査型電子顕微鏡（ＳＥＭ）による破断面観察の結果として、温度計さやが破損した原因について、対称渦放出を伴う抗力方向の流力振動による高サイクル疲労により破損したとした。
また、ＳＥＭによる観察によって、昀初に少なくとも一五個にき裂の進展が早まったとされ、運転履歴に基づくき裂進展解析により、初期の一〇〇パーセント流量運転で昀終破断に至ったとされた。このき裂は、同報告書添付の図面（参―３）によれば、一九九五年四月以前には細管の内径に達し、その全周の半分以上にき裂が及んでいたことが窺われる。
（三）　破損の原因（設計ミス）
（１）　甲イ第三〇一号証の報告書は、この破損が、ナトリウムの流れに伴う温度計さやの振動に起因し、曲率半径の小さい断付部での応力集中から高サイクル疲労によってき裂が発生したと結論付けている。
そもそも、このような断付き構造部分に応力が集中することは、機械工単の常識に属する事柄である。だから、「応力集中が起こりやすい断付き部に曲率を取るということは、機械設計の基本的配慮事項である。たとえ何らかの基準によって振動が生じないと判断されても、応力が集中しやすい断付き部に曲率を取らない構造を是認することにはならないし、理由のいかんにかかわらず、機械設計の基本的な配慮事項に欠けた設計が製造者の公式な設計となったことは重視すべき問題である。これらのことから、温度計さやは明らかに設計ミスであったと言わざるをえない。」
（乙イ第一二号証一二ページ平成八年九月一九日付原子力安全委員会原子炉安全専門審査会研究開発用炉部会高速増殖原型炉もんじゅナトリウム漏洩ワーキンググループ報告書）のである。
（２）　甲イ第三〇一号証（一四ページ）によれば、以下のとおりとされている。「ナトリウムの流れに関して、メーカーはカルマン渦の影響を受けないことの解析を、米国機械学会（ＡＳＭＥ）の基準（１９７４年制定の基準：ＡＳＭＥ―ＰＴＣ　１９・３）を参考にして行つたとしている。」
カルマン渦の振動数と温度計の固有振動数を解析した上、「メーカは、ＡＳＭＥの基準では振動発生防止のためには渦の振動数と温度計の固有振動数の比が〇・八位下であることとされており、一方、解析で得た渦の振動数と温度計の固有振動数との比が〇・五であることから、この温度計では流体に起因する振動は生じないものと評価した。」
「温度計の設計評価においてメーカーが参考にしたとするＡＳＭＥの基準は、テーパ状（段差がつくことなく徐々に細くなっている形状）の温度計さやについての
評価法を定めたものであり、振動発生防止のために
定められた上記〇・八という値も、テーパ状の形状のものについて与えられているものであった。従って、ＡＳＭＥの記載を正確に理解せず、段付き構造であるものにこの数値をそのまま適用するという判断にはミスがあった。」「このＡＳＭＥの基準は、ＰＴＣ（性能試験規約）のうち、温度計測についての基準であるが、一方一九九一年に、ＰＴＣとは別のＢｏｉｅｒ＆ＰｒｅｓｓｕｒｅＶｅｓｓｅｌＣｏｄｅ　ＳＥＣ―・、Ｄｉｖ．Ａｐｐｅｎｄｉｘ　Ｎ１３００（ボイラー及び圧力容器規格のうちの第三編である原子カプラント機器の構造に関する規格の付録）に、円管や管群の流力振動に関してその可能性と回避あるいは抑止についての条件が、ＡＳＭＥ同基準では、流れから円管に働く力のうち、１９７４年のＰＴＣ１９・３で回避の条件が定められていた流れの方向に対して垂直方向に働く力によって揚力方向に生じる振動のほかに、今回の破損の原因と考えられる流れの方向に作用する力（抗力方向）による振動の回避の条件が示されている。メーカーは、社内にＡＳＭＥの基準を入手、管理する部局を持ち、この資料を入手していたものの、抗力方向の振動の記載があることを、温度計設定の関係者が認識したのは、漏洩事故後の調査においてであった。」
を、そのままこの段付き構造の温度計ウェルに適用して、その基準に合致するから良しとの結論を導いた。メーカーには、段付き部を設けてはならないという機械設計における基本的な常識も、このＡＳＭＥ基準に対する理解も欠けていたのである。
一方、被告動燃は、温度計の応答時間についてはメーカーに仕様を示し、熱応力を緩和する観点から、温度計さやの配管への直接溶接方式についてコメントを出したものの（これを受けて、メーカーは、管台方式に変更している）、流動振動についての配慮が欠けていた。そもそも被告動燃には、段付き構造の可否やＡＳＭＥ基準の適用の可否を判断するだけの機械工学の専門家がいなかった可能性すらある。被告動燃に、仮に機械工学の専門家がいたとしても、この温度計設計の可否についての判断に関与していなかったか、あるいは関与したものの、安易にその問題点を見過ごしたことは明らかである。いずれにせよ被告動燃には、これをチェックするだけの能力が全く備わっていなかった。
（３）　固有振動数の推定について見ても、同報告書によれば、設計時の評価で
は、主に温


度計さや細管部が振動する二次モードについて二三〇ヘルツ、温度計全体が振動する一次モードでは二〇〇ヘルツと評価されていたが、今回の解析では、温度計さや細管部が振動する二次モードについて二六〇ヘルツ、温度計全体が振動する一次モードでは一六五ヘルツとされた。当初の評価は、著しく誤っていたということにならざるをえない。しかも、この固有振動数の評価も、メーカーが行ったとされているのみで、被告動燃が行なった様子は窺えない。固有振動数を、被告動燃自身が再評価してチェックするということもなかったのか、あるいは安易にメーカーの評価を鵜呑みにしたのかであり、いずれにせよ被告動燃の能力の欠如が窺われる。
（四）　設計全体の信頼性の欠如
「もんじゅ」の設計には、多重的な審査がなさることとなっているはずである。ところが、この多重的な審査が全く機能せずに、杜撰な評価のままに設計が通り、事故に至っている。
この温度計さやの設計では、被告動燃は設計をメーカーに任せ切りで、被告動燃自身は、前記のとおり、温度計さやを配管に直接溶接することについて設計変更を求めたことがあったにせよ、ほとんど審査らしい審査をしていなかった。あるいは、被告動燃には、その審査を行なうだけの組織体制も能力もなかった可能性が高い。
もともと、「もんじゅ」の設置者である被告動燃自身が、みずから設置者として責任をもって設計しなければならないところ、被告動燃自身は単なる設計の審査者に堕し、その設計のほとんどをメーカーに任せたことに問題があると思われる。しかも、被告動燃によるメーカーへの審査は、右のとおり杜撰としか言いようのないものであった。
このようなメーカーによる杜撰な設計と被告動燃による杜撰な設計審査とは、他の設計についても、同様に存在する可能性が否定できない。前記ワーキンググループ報告書（乙イ第一二号証一四ページ）も、次のとおり言う。
「被告動燃および製造者の品質保証活動の体制は形式的には整っていたが、温度計の設計ミスが見過ごされていたということから、もんじゅの他の機器について問題が潜んでいないとは言い切れない。行政庁は安全性総点検によりもんじゅの安全性を再確認することとしており、品質保証活動を含めた安全性総点検が実施されることが必要である。」
しかし、この安全性確保の体制の中には、本来、科学技術庁や原子力安全委員会
自身も組み込
まれていることを忘れてはならない。これらの多重審査の中で、この基本的な設計ミスやひいてはワーキンググループが指摘するような被告動燃および製造者の品質保証活動の体制の問題点は、完全に見過ごされてしまったのである。「もんじゅ」の設計には、全体として信頼性が欠如しているのであり、全ての機器についての安全性の総点検のみならず、安全審査の体制を含めた全てについて、詳細な再評価が必要なのである。
三　燃焼実験Ⅰ及びⅡで明らかになったこと
１　被告動燃は何故「再現実験」という名の燃焼実験を行ったか。（一）　被告動燃は、本件ナトリウム漏洩火災事故を追試・模擬することを目的として、一九九六年四月八日（第一回）及び同年六月七日（第二回）にナトリウム漏洩燃焼実験を実施した（動燃第四報・乙イ第九号証添四・一以下）。この実験は、巷間、ナトリウム漏洩火災事故の「再現実験」と喧伝されていた。被告動燃はこの実験で、ナトリウム漏洩火災事故がいつでも「再現」できる程度のものに過ぎず、事故の過程を管理・把握できていた（従ってナトリウム漏洩火災事故は「もんじゅ」の安全性に対する信頼を疑わせるものではない）ことを明らかにしたがったものと推測される。
（二）　本来「再現実験」というのは、推定した事故の経過を実験によって確かめる目的で行われる。しかし、現実におきたナトリウム漏洩火災事故の場合は、事故の経過を推定するのに役立つ大事な証拠資料（特に床ライナ上にこんもりと積み上がっていたナトリウム化合物の山）が、事故現場の取り片づけを優先して行ったために、十分に保存されていないので、事故経過の推定が困難であり、その為「再現実験」との触れ込みで始められた実験だが、実は、事故がどのように進み、どのようにして施設や機器が破損していったかを推定するためのものでしかなくなっていた。
原告は、「再現実験」のこのような限界を予めかつ再三にわたって指摘してきた（甲イ第三三〇号証三六頁等）。そして第二回目の「再現実験」については、その内容を確認するために原告は検証申立を行い、裁判所も強い関心を示した。しかし、現場が茨城県大洗であって遠いこと、機器の配置などの準備段階から終了後の現場確認までの全てを検証すると昀低三日はかかることから、被告動燃が原告に対して、実験中にさまざまな角度から撮影したビデオテープの全てを原告に渡し、原
告がそれを裁判
所に証拠として提出することを条件に、原告は検証申立を取り下げた。
２　燃焼実験Ⅱでは床ライナに穴があいた
（一）　第一回（一九九六年四月八日）
被告動燃は昀初に、鋼鉄製の実験装置を使って「燃焼実験１」を実施した（科学技術庁第二報・乙イ二二号証二四～二五頁）。実験装置の中で、二次主冷却系の配管に見立てた配管から高温のナトリウムが、ナトリウム漏洩火災事故時と同じような状態で、漏れて燃えながら落下するようにし、ナトリウム漏洩火災事故と同様に約三時間続ける予定だったが、実験開始後約一時間三〇分程度で、生成したナトリウムエアロゾルによって換気系が目詰まりして使えなくなったため、実験を中止した。
しかし、それまでの実験装置内の様子は、ナトリウム漏洩火災事故の現場のそれに近いものと思われたため、科学技術庁の「タスクフォース」は実験を「成功」と判断し、予定されていた二回目の実験で、「再現実験」を終わると発表していた。
（二）　第二回（一九九六年六月七日）
二回目の「燃焼実験Ⅱ」は、コンクリート製の実験装置（一七〇立方メートル）内で、「燃焼実験１」の場合と同様に、ナトリウム漏洩火災事故時と同じような状態でナトリウムを漏らし、燃焼させた。燃焼実験Ⅰのような不具合は起こらず、予定通り、約三時間半実験を続けて終了した。
しかし、実験終了前後に、装置内では全く予想外の出来事が起こっていたのである。まず実験装置の下部では結露水とナトリウムを含んだ黒い滴下物が認められ、床ライナを模擬した鉄板の五カ所に大小の穴（昀大約二八センチメートル×約二二センチメートル、昀小直径約一・五センチメートル）があいていた。その上に、実験中もとり続けていたビデオに、それらの穴に落下したナトリウムが、むき出しになったコンクリート床と反応し、発生した水素が爆発的に激しく燃え上がる様子がはっきりと記録されていた（検甲「ナトリウム漏洩燃焼実験Ⅱ」）。ナトリウムが漏洩した場合に予想される昀悪の事故とされるナトリウム・コンクリート反応が起こり、発生した水素の爆発乃至爆燃が起きたのである（甲第三〇四号証）。（三）　動燃の意図と大きく反した「床ライナの穴あき」燃焼実験Ⅱの結果は、動燃及び科学技術庁の意図と全く相反するものであった。原告は燃焼実験は「再現実験」にはならないと主張し実験を疑問視してきたが、現
実に発生する事故は、事故時の条件や


事故原因及び事故齢経過によって千差万別であり、予想の範囲内には決して収まるものではないことを明らかにした点で、「燃焼実験Ⅱ」には大きな意味があった。すなわち、燃焼実験の意義は、逆説的だが高速増殖炉における事故予測が困難乃至不可能であること、従って高速増殖炉では何が起こるかわからず危険であることを社会的に周知させた点にある。
四　「新たに判明した知見」―高温腐食の危険性
１　床ライナの役割―危険なナトリウム・コンクリート反応の防止（一）　もんじゅにおいては、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、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、爆発しやすくて危険な水素を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％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℃前後から自由水が外部に出てくるようになり、二六〇℃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℃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。応力が限界を越えると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」（動燃技報一九八三年、甲イ第二七八号証）とされている程である。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（甲イ第三五〇号証）。（二）　原子炉格納容器も配管室の仕切り壁も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発生した場合、その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、ナトリウムの燃焼を抑える窒素雰囲気としたが、二次冷却系では、「ナトリウムは放射化されていない」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、燃焼を抑制する窒素雰囲気とはしなかった。２　五七〇℃でも鉄が溶ける－溶融塩腐食のメカニズム（一）　鉄そのものの融点は約一五〇〇℃であるから、それよりも温度が低ければ固体のままである。しかし、高温で燃焼しているナトリウムと接触すると、酸素の存在下では、鉄は約一五〇〇℃よりもずっと低い温度で溶けてしまう。ナトリウム漏洩火災事故で六ミリメートルの鋼製床ライナが一・五ミリメートル減肉し、燃焼実験Ⅱで大小五カ所の貫通孔が生じたのは、このような「鉄とナトリウムと酸素が高温下で共存した場合に、鉄が腐食して溶融する」現象が発生したためである。鉄が純粋のナトリウム（金属ナトリウム）と接触しただけで酸素が存在しない場合にはほとんど溶けないのと比較して、極めて重要な特筆すべき性質だと言える。（二）　ところで、例えば氷の上に食塩を撒くと氷が溶けるのは、水（融点〇℃）と食塩を混ぜたものの融点は水の融点よりも低くなるからであると説明されている。鉄の酸化物とナトリウムの酸化物が混合して、融点がそれぞれの融点よりもずっと低くなることについて、Ｐ１２証人は、「（通常は、それぞれ単体だと融点が高いけれども、混合して来ると、どこか非常に極端に低くなるというような点ができるかという質問に対して）これは共晶点という名前で呼ばれます。これはこういう酸化鉄と酸化ナトリウムの体系だけでなくて、いろいろなところで見られます」と述べ、原子力安全委員会第二報告書が掲げた「鉄・ナトリウム・酸素三元系状態図ＦｅＯ‐Ｎａ２Ｏ擬二元系状態図」（乙イ第四一号証参一三頁）」に関しては、「これは俗に状態図と呼ばれる図でございます。この特定の図で申しますと、この横軸左下にＦｅＯ、これは酸化鉄でございますね。右の端のほうにＮａ２Ｏ、これは酸化ナトリウムでございます。これがどのくらいの比率で混じっているかというのが横軸の数字でございます。つまり左のほう、〇・一というのは、酸化鉄が一〇％、酸化ナトリウムが九〇％ありますよという意味です。縦軸は温度でございまして、そういう混合物が、温度が変化したときにどういうふうに状態が変化していくかということを示したものでございます」（Ｐ１２証人二七回五八～六二頁）と述べている。この状態図によれば、融点は、酸化鉄だけの場合だと約一三七〇℃、酸化ナトリウムだけの場合だと約一一五〇℃と高いのに、混合割合によっては、融点が約五九〇℃と極端に低くなる点があることがわかる。つまり、混合割合が適当であれば、約五九〇℃で鉄は溶けてしまうのである。（三）　更に、①水酸化ナトリウムは三二三℃で溶ける、②過酸化ナトリウムは六七五℃で溶ける、③鉄とナトリウムと酸素の複合酸化物（Ｎａ４ＦｅＯ３）は六三一℃で分解することを考えると、五七〇℃以上の温度になればこれらが混合した液体が存在しうる（原子力安全委員会第二報告書、乙イ四一号証参―六～七頁）。ナトリウム漏洩火災事故の時には床ライナ温度は七〇〇～七五〇℃に達していたと推定されているから、床ライナの表面では、ナトリウムの酸化物と複合酸化物の混合溶液が存在して鉄を腐食させたと推定できるし、燃焼実験Ⅱの場合には、床ライナ温度は八〇〇～八五〇℃で推移したのであるから同様なメカニズムで鉄を腐食したと推定できる（同参―八～九頁）。
（四）　このような「溶融塩腐食」が問題となるのには、固体（鉄）と液体（溶融塩）が接触したほうが、固体と固体が接触した場合よりも腐食速度（反応速度）が桁違いに大きくなる（固体と固体では点で接触するのに、固体と液体では面で接触する）からである（同参―六頁）。しかも、一旦液体が形成されれば、腐食して出来た生成物は容易に他に移動して新しい鉄の面が現れて混合溶液が接触して更に腐食するので、腐食が一気に進行する。
３　もんじゅでも燃焼実験Ⅱと同じような腐食が起きる―動燃・科学技術庁批判（一）　ところが被告動燃及び科学技術庁は、「ナトリウム漏洩火災事故と燃焼実験１ではＮａＦｅ複合酸化型腐食が起こり、燃焼実験Ⅱでは溶融塩腐食が起こったのであって、腐食機構が異なる」と主張し、「もんじゅでは、燃焼実験Ⅱとは環境が違うから床ライナに穴は開かない」と強調する。


この理由として被告動燃及び科学技術庁は、「ナトリウム漏洩火災事故では①ナ
トリウム酸化物の堆積物の上に燃えなかったナトリウ
ムが落下したので過酸化ナトリウムが酸化ナトリウムに還元された、②ナトリウムは堆積物の上で燃えたので酸素は堆積物の中にはほとんど取り込まれなかった、③鉄は主として酸化ナトリウムと反応して複合酸化物を作って腐食した（ＮａＦｅ複合酸化型腐食）が、燃焼実験Ⅱでは①コンクリートから放出された水のためにナトリウム酸化物が水酸化ナトリウムに変わった、②水酸化ナトリウムは液体となって酸化ナトリウムや過酸化ナトリウムを溶かし込んだ、③鉄は主として過酸化ナトリウムから生ずる過酸化イオンにより腐食した（溶融塩型腐食）」とする。つまり、水酸化ナトリウムの存在の有無が両者を分けるとするのである。（二）　この点につき、被告動燃のＰ１１証人は「（溶融塩型腐食が生ずるには）高温で安定な水酸化ナトリウムのような状態といいますか、液体状のようなもの、これがライナの上に液状にたまりまして、そこに過酸化ナトリウムというものが充分溶け込んで維持されると言う、そういうことが必要」「水酸化ナトリウムが大量に存在することが必要でございます」と述べた上で、「燃焼実験Ⅱでは、燃焼が始まってから一時間強くらいで、コンクリートの温度が一〇〇度くらいに上がったと思われまして、その時期から大量の水分が放出されまして、それで水酸化ナトリウムの生成が促進された」とし、燃焼実験Ⅱが特別に、装置そのものが総コンクリート製で空間容積が狭く、燃焼部と壁の距離が短いことを強調し、「（もんじゅで溶融塩型腐食が起こる条件のそろう可能性は）極めて低いというふうに思っています」と断言する（Ｐ１１証人五〇回三九～四三頁）。たしかに、動燃第五報の「漏洩部近傍の床ライナ上堆積物の分析結果の比較」によれば、もんじゅナトリウム漏洩火災事故では二・六％であるのに燃焼実験Ⅱでは三五・一％も存在する（乙イ一〇号証Ⅱ―二―三一頁）と記載されており、Ｐ１１証人の証言を裏付けているように見える。
ところが、動燃第六報（乙イ四八号証）の燃焼実験Ⅱにおける「堆積物プール内の化合物濃度」のグラフ（三・一・三―一〇八頁）によれば、水酸化ナトリウムの濃度は、当初の〇％から直線的に上昇していくが、床ライナに穴があいたと推定される三時間二〇分やナトリウムの漏洩が終了した三時間四二分後頃でも一〇％に達したに過ぎない。その後の四時間経過後頃から上昇するが、五時間経過後でも二〇％である。
Ｐ１１は「（水酸化ナトリウムの量について）三〇％というか、分析ではそういうふうになっているんじゃないかと思います。実験が終わってから分析したものではなかったでしょうか。私は実験で、実際の測定から、そう（三〇％）であったというふうに思いますけど」といいながら、原告代理人の質問「穴があいた時点では、このデータで言うと、一〇％くらいになるんですけど、昀後に測定したとき三割だったとしても、穴があいた時点ではもっと低かった可能性もありますね。少なくともこの解析データを使用するんであれば」に対しては「そうですね、これが、それを表しているんだとすれば、確かにこのグラフからはそういうふうに読めますね」としぶしぶ、燃焼実験Ⅱでもナトリウム漏洩中には水酸化ナトリウムの濃度が低かったことを認めている。
ところで、動燃は後述するＡＳＳＣＯＰＳコードを使って、もんじゅの配管室と過熱器室で、堆積物中の水酸化ナトリウム濃度の解析を行っている。その結果、ナトリウム漏洩中の昀高値としては、配管室では、小規模漏洩（毎時〇・〇一トンの漏洩）では三〇％を越え、中規模漏洩（毎時〇・一トンの漏洩）でも三〇％程度（三・一・三―九二頁の図５）であり、過熱器室では、小規模漏洩（毎時〇・〇一トンの漏洩）では三〇％程度、中規模漏洩（毎時〇・一トンの漏洩）では二五～二七％程度（三・一・三―九四頁の図１２）の値を得ている。Ｐ１１はこのデータがでていることについて、「そうですね。中身、ちょっと見ないとわかりませんが、確かにそのデータはそうですね」と、もんじゅで水酸化ナトリウムの比率が三〇％前後となることをしぶしぶ認めている。
被告動燃と科学技術庁は、水酸化ナトリウムが大量にあることが溶融塩腐食の昀大の原因であるとして、もんじゅで起こったナトリウム漏洩火災事故と燃焼実験Ⅱの違いを強調しているが、もんじゅでも堆積物中の水酸化ナトリウムの濃度が燃焼実験Ⅱでの濃度を越えることは被告動燃の計算によっても明らかになっており、溶融塩腐食が起こることを否定できないことになる。
（三）　この腐食メカニズムに関しては、Ｐ１２証人が「溶融塩腐食説を打ち出したのはワーキンググループ（原子力安全委員会）でございますから、ワーキンググループは、当然、こっちのほうが正しいと内心思っていらっしゃると思うんです。これはもう当たり前のことではないでしょうか。しか
しながら、相手（動燃・科学技術庁）の推論も必ずしも否定はできないと、こちらの推定も、まだ残念ながら絶対的に正しいという証拠がないと、そういう段階でということだと思います」「まだまだ解明すべき点が多々ある、そのように承っております」と述べているように、未解明な部分が非常に多いのである。
４　高温腐食実験は極めて難しい
（一）　床ライナに穴があくかどうかを検討する上で昀も困難であるのは腐食の反応速度をどのように見るかである。ナトリウム漏洩火災事故に関し、原子力安全委員会は第二報告書（乙イ第四一号証　参―七頁）において「一～一・五ミリメートルの減肉がいかなる速度でどの時期に起こったかを正確に知ることは出来ない」と述べているとおり、「七〇〇～七五〇℃の温度で漏洩時間の三時間四〇分の間に定常的に進行した」のか、「燃焼初期又は中期に、ナトリウムが高温で燃焼しながら落下しナトリウム酸化物とナトリウムが豊富に存在している時に腐食が一気に進行した」のかは不明である。なぜなら、実験はわずかになされているが、高温状態で腐食機構を調べることは、実験的制約が多く過ぎて正確なデータが得られないからである。
大きな理由は次のようなものである。
①　試験容器および試験片が小さい。


動燃が第五報で報告している「金属材料高温化学反応試験」（乙イ第一〇号）によれば、実験装置のうち実際に溶液を入れる部分は直径一五センチメートル、高さ数センチメートルであり、試験片は厚さ一センチメートル、縦横一・五センチメートルに切り抜いた切片の真ん中に直径〇・七センチメートルの穴をあけたものである。まず、水酸化ナトリウム＋過酸化ナトリウムの液体の中に小さな試験片をひたし、溶液を撹神し、試験終了後に試験片を引き上げて表面を観察するのである。小さい容器であり、上部が薄くて下部が濃いといった濃度勾配ができる。②　試験片は新品であり、かつ試験時間が一〇～三〇分と短い。反応速度は、減肉した量を表面積と時間で割って算出する。ところが減肉が進むと残った固体の部分が小さくなり、表面積も変わってくる。しかも、金属表面が凸凹になると表面積は更に変わってくる。反応速度を計算するためには、表面積がかわらない範囲で実験を行うので、まず表面がなめらかな新品の金属を使用し、しかも表面に凸凹が生じないうちに短時間で終わらせるのである。しかし、新しい試験片よりも腐食が進んだものの方が、表面が凸凹して来ると考えられる（Ⅱ―二―二一頁では、表層の細かい選択腐食痕が認められるとする）。その場合には、液体と試験片の接触面積は表面がなめらかな場合よりも当然に大きくなり、腐食は進行し易くなる。従って、実験で算出した反応速度よりも早い速度で腐食が進行することが充分に予測できる。
特に孔食が生じた時は問題である。「孔食というのは、ちょうどきりで突いたように非常に鋭い小さな、まるできりで穴をあけたような形で腐食がどんどん先に進行していくようなものを申します。で、こういう形の腐食は、自己加速の傾向がございます。自分でどんどん腐食のスピードをあげていくような傾向もございます。英語ではピッティングと申します」（Ｐ１２証人二七回六七～六八頁）というものである。また、選択的腐食といって、合金の一つの成分だけ溶かして表面が凸凹になる腐食も存在するので、短時間の実験から計算して反応速度よりももっと早く反応が進むことも考えなくてはならないが、定量的な実験はなされていない。③　高温では試験片のみならず試験容器自体が腐食する。八〇〇℃という温度では溶液として使用した過酸化ナトリウムは、試験片を腐食するのみならず、試験ポットとして使用されていたニッケルそれ自体を腐食するので正確なデータがとれない。Ｐ１２証人も「非常に高い温度での実験というのは、それでなくても、そういう温度に上昇してその温度にきちんと保たなくてはいけないとか、それから、もちろん実験装置そのものがその温度にちゃんと耐えるようなものでないといけないとか、その他もろもろ、いろいろやっぱりそれは、普通の温度の実験よりもはるかに難しいんだろうなと思います」と述べているとおりである（Ｐ１２証人二七回六六～六七頁）。
こう言った理由から、動燃の実験では、実際に得られた試験片データ五七のうち三八を有効とし、他は適切ではないとして採用されなかった。動燃はその理由として、試験ポットも腐食したことと溶液の濃度勾配を挙げている。（二）　このような技術的に困難な腐食実験から得られたものとして、動燃第五報は減肉速度の図をかかげ（乙イ一〇号証Ⅱ―二―七一頁）、科学技術庁第二報（乙イ一三号証参―三三頁）も原子力安全委員会第三次報告書（乙イ四二―二号証一六頁）も引用している。Ｐ１２証人は「実験のその道のプロがやった結果でございます」と述べて、専門家がやったのだから信用できるとするようであるが、やはり、高温付近では誤差が大きく信頼性が低いと言わざるを得ない。五　ナトリウム漏洩火災事故の熱的影響解析―計算と現実の大きな食い違い
１　安全審査における熱的影響解析の変遷
（一）　二次系ナトリウム漏洩事故における、漏洩したナトリウムが燃焼することによる熱的影響解析は、当初の一九八〇年（昭和五五年）一二月一〇日付許可申請書（甲イ第四二〇号証）においては、真剣にあるいは定量的に検討されてはいなかった。つまり、「漏洩したナトリウムの顕熱及び燃焼熱によって、部屋の雰囲気温度あるいはライナ又はナトリウム受け皿の温度が上昇し、ナトリウムとコンクリートの接触防止機能に悪影響を与える可能性がある」としながらも、「ナトリウム漏洩によりナトリウム火災が発生するが、二次主冷却系の各ループはそれぞれループ毎に独立な部屋に設置し、コンクリート壁で仕切る等の防火上の隔離が行われている」とした上で、「部屋の床面には、鋼製ライナ又はナトリウム受皿が施工され、万一の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」とされているのみである。
そこには床ライナは何度の温度上昇まで耐えられるのか、漏洩したナトリウムは床ライナ上でどのような燃焼の挙動を示すのか、その結果温度は何度になるのかなどの具体的な熱的影響の評価は一言も記載されていない。現実に起きたナトリウム漏洩火災事故と対比するとき、右許可申請の非科学性と杜撰さはあきらかである。（二）　一九八一（昭和五六）年一二月二八日に提出された「許可申請書の一部補正について」（甲イ第四二一号証、乙一六号証）において、ようやく熱的影響の解析が行われた。
漏洩ナトリウムに関する熱的影響解析として考えられたのは、二次系配管からナトリウムが漏洩して床ライナ上に溜まり、床ライナ上を流れて連通管に達し、連通管を通って階下にあるオーバフロータンク又はダンプタンク部屋の燃焼抑制板の下部に行き、そこで貯留して窒息消火するという仮定をおいた場合である。もんじゅの二次主冷却系配管は三つのループに分離されているが、同じループの機器配管を収納する部屋は相互に開口部でつながっている。熱的影響は、漏洩発生場所によって異なるので、燃焼に伴う雰囲気圧力の上昇を昀も抑制しにくく、燃焼反応に寄与
する酸素量が昀も大きい
昀大の容積の配管室（本件ナトリウム漏洩火災事故が発生した配管室）と、熱の影響が顕著に現れる関係から容積が昀も小さい過熱器室の二カ所について、解析がなされている。


結果が昀も厳しくなるようにとしておかれたモデルが、①ホツトレグから配管室では一五〇立方メートル、過熱器室では六〇立方メートルが、配管にあいた一五平方センチメートルの円孔から漏洩する、②ナトリウムはスプレイ燃焼して漏洩室内の圧力を高める（但し、床ライナにまで降り注ぐとは考えていない）、③燃焼しないで床ライナ上に溜まったナトリウムは床ライナを加熱する、である。使用されたコードは、スプレイ燃焼を扱うＳＰＲＡＹ―Ⅱコードのみであり、床上に溜まったナトリウムの燃焼を扱うＳＯＦＩＲＥ―ＭⅡコードは使用されていない。火災検知器の信号によって空調ダクトは全閉になるとの仮定の下では、配管室の床ライナ昀高温度は約四一〇℃、過熱器室の床ライナ昀高温度は約四五〇℃であって、「設計温度五〇〇℃以下にとどまる」とされ、「漏洩ナトリウムによる熱的影響については、十分に厳しい条件を仮定しても、部屋の内圧および床ライナの温度はいずれも設計値以下であり、その健全性が損なわれることはない」と結論づけられた。
（三）　一九八五年（昭和六〇年）には変更許可申請がなされ、八月九日付「変更許可申請書の一部補正について」（甲イ第四二二号証）においては、過熱器室での漏洩量を九五立方メートルに変えた他は仮定は同じであるが、ＳＰＲＡＹ―Ⅱコード以外に、床上に溜まったナトリウムのプール燃焼を取り扱うＳＯＦＩＲＥｌＭⅡコードを使用した。そのために結果の数値が変わり、配管室の床ライナ昀高温度は約四六〇℃、過熱器室の床ライナ昀高温度は約五二〇℃となった。これは一旦「設計温度」として記載された五〇〇℃を越えている。ところが不思議なことに設計温度は突然「五〇〇℃」から「五三〇℃」に上昇させられた。そして、「設計温度五三〇℃以下にとどまる」とされ、「床ライナの健全性は損なわれることはない」との結論が導かれたのである。
２　「設計温度」は越えてはならない昀高値だが、現実の事故では大きく上回った（一）　温度は、前述したように、「明示せず」から「五〇〇℃」へ、更に「五三〇℃」へと大きく変遷した。その理由については許可申請書にも補正書にも一切記載されておらず、従って不明である。推測す
るに、右の設計温度の上昇は事故解析に使用した計算コードの差異によるものと思われるが、新たに計算コードを用いる度に「設計温度が上昇する」ということは原告にとっては「手品」を見せつけられているような思いである。構造上何の変更もないのに床ライナの設計温度が変化することは常識では理解できない。（二）　一般的に安全審査においては、安全性を判断する「基準」として具体的な数値が定められている。例えば、「燃料被覆管がプレナムガスの内圧により破損しないよう、被覆管肉厚中心温度は八三〇℃以下であること」「冷却材が沸騰しないよう、炉心ナトリウム温度は沸点（注・約八八〇℃）未満であること」「燃料被覆管渉燃料溶融により破損しないよう、燃料温度は融点未満であること」「原子炉冷却材バウンダリの温度は、六〇〇℃と昀高使用温度（℃）の一・四倍をいずれをも超えないこと」とされている（乙イ第六号証一〇―一―一頁）のである。これを比較すると「設計温度」は安全評価の際の一応の「基準」であり、この数値を超えないことで安全であると評価されている。
この点につき、原子力安全委員会は第一次報告書（乙イ第一二号証）において、「スライド構造により壁コンクリートと干渉しないとした床ライナの温度」とし、Ｐ１２証人は「設計温度を何を基準として決めたのかは、これは私ども（原子力安全委員会）は承知いたしません。そういう温度で設計すると言うことを申請者が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、これ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、そういう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、その昀高温度がそこに記載されたものと理解しました」と証言する（Ｐ１２証人二七回二九～三六頁）。つまり「設計温度」は設置者である動燃が、床ライナの温度をその一定の温度以下になるように設計すると約束した温度、その温度以下でなら床ライナの機能が維持できると約束した温度ということのようである。
許可申請書や補正書、変更許可申請書や補正書に自ら記載した「五三〇℃」という温度は一右に述べた意味で被告動燃にとっては遵守すべき「昀高値」であり、被告国にとっては被告動燃に遵守させるべき「昀高値」である。（三）　ところが、現実に発生したナトリウム漏洩火災事故においては、床ライナ
の昀高温度は七〇〇～七五〇℃に
達したと推定され、一部で一～一・五ミリメートル減肉するという床ライナの損傷が起こり、燃焼実験Ⅱにおいては、床ライナの温度は八〇〇～八五〇℃で推移し、貫通孔が発生した付近では実験開始後三時間二〇分頃に一〇〇〇℃を超える値が記録された（乙イ第四一号証四～五頁）。
これらの値は設計温度を大幅に超過するものである。いやしくも被告動燃が自ら遵守を約束し、被告国も安全審査において是とした「設計温度」を超える事故が現実に起こった以上、被告らが依拠する設計の妥当性は破れたと言うべきである。
３　ナトリウムの燃え方・・・スプレイ燃焼の軽視
（一）　ナトリウムが漏洩した場合どのように燃焼するかについての実験は、一九六〇年代から、アメリカのハンフォード研究所や旧西ドイツのカールスルーエ原子力研究所等で行われるようになり、漏洩形態によって、①配管等から漏洩するナトリウムが細かい液滴となって飛散し、落下するときに液滴の表面でナトリウムと酸素が反応するスプレイ燃焼、②漏洩ナトリウムが棒状に落下し、さらに床に衝突して飛散する状態においてナトリウムと酸素が反応するコラム燃焼、③漏洩したナトリウムが床にプール状に広がりその表面で酸素と反応するプール燃焼に大別されることが判明した。
動燃は、配管の回りを内装板が取り囲み、それを保温材でくるみ、その上を外装板が覆うので、配管から漏洩したナトリウムは外装板の隙間から柱状になって真っ直ぐに落下し床面に当たって液滴状に跳ね返ったところで燃焼するという比較的穏やかな「コラム燃焼」を考えた。この場合、床では溜まったナトリウムが「プール燃焼」すると考えたのである。


（二）　しかし、現実に起こったナトリウム漏洩火災事故では、温度計の隙間から空気中に直接にでたナトリウムが漏洩口で激しく燃焼し、落下しながら更に空調ダクトやグレーチング等に当たって跳ね返り飛散して燃焼した。コラム燃焼と違って、スプレイ燃焼は、細かい液滴となって空間的に広がって燃焼するので、ナトリウムと空気の接触面積がコラム燃焼の場合よりもけた違いに大きいので激しく燃え、周囲を高温にする。スペイシのアルメリア太陽光発電所においては、太陽光によって集積された熱を水に伝達する媒体物質として、高速増殖炉と同様にナトリウムが大量に使用されているところ、一九八六年八月、ナトリウム配管からナトリウ
ムが上向きにスプレイ状に噴出し
、直ちに発火して機械室の天井を破壊して隣接するコンピューター室に燃え移り、更に制御室へと燃え広がるナトリウム漏洩火災事故が発生した。ケーブルが損傷したためにバルブやポンプの操作が不可能となり、発電所の建物の重要部分は破壊された。このとき、ナトリウム燃焼のために周辺では一〇〇〇℃をはるかに越える高温に達していたと推定されている。予想を大きく越える高温を出すに至ったスプレイ燃焼のメカニズムは必ずしも解明されてはいない。スーパーフェニックス高速増殖炉実証炉の運転再開にかかわる原子力施設安全局（ＤＳＩＮ）の審査において、二次冷却系配管のギロチン破断時の建屋健全性評価の見直しが行われたのも、このスペインの火災事故が大きな衝撃を与えたからである（スーパーフェニックス発電所に関するラヴェリー報告・甲イ第一八二号証の一、一七頁）。ナトリウム漏洩火災事故でも、スプレイ燃焼の影響によって空調ダクトもグレーチングも床ライナも、動燃の予想をはるかに越え、大きな損傷を受けた。４　動燃はナトリウム燃焼実験の結果を隠していた。
（一）　スプレイ実験では八八〇℃が記録されていた
動燃は、スプレイ燃焼に関しては、一九七七年頃からナトリウムを上向きに噴出する実験を行った。容積一・九立方メートルの小さな密閉容器で、昀大でも一二秒間に四〇〇グラムのナトリウムを上向きに噴出させるような小さな実験であって、ガス圧力を測定することを目的としており、床に受皿は設置されなかった。コラム燃焼とプール燃焼に関しては、容積二一立方メートルの容器の下部に受皿をおいて、コラム状に落下させたナトリウムを受け止めて燃焼する際の受皿の側壁外面の温度を測定したところ、昀高温度は四七五℃だと報告されている（甲イ第四二七号証）。
許可申請書及び補正書を提出した後の一九八二年になって、動燃は三菱重工業株式会社高砂研究所に委託研究（甲イ第四二四号証）を行わせた。その実験は二一立方メートルの密閉容器で天井からナトリウムをコーン状に約一分間スプレイ噴射し、床に並べた受皿でそれを受けるものである。ナトリウムスプレイ燃焼実験を窒素雰囲気で行ったり、空気中で行ったりしたところ、空気中の実験では、受皿ナトリウム昀高温度として「八八〇℃」という数値が記載されている（一六二頁）。ところでこの八八〇℃との数値であるが、一一七頁の図を見ると、キャッチパンの計測温度は八八〇℃以上の値を示しているのに、オーバースケールであるとして数値が打ち切られている。従って、八八〇℃が昀高温度と言うことではなく、「八八〇℃以上になった」と考えるべきである。
さらに、もんじゅ第一次安全審査（行政庁審査）において、宿題として指摘された五三項目のうちの二九項目で「ナトリウム漏洩時におけるエアゾルの挙動、ナトリウムと水分との反応現象について実験的に確認する、また火災解析コードの検証を行う」とされたため、動燃は更に実験を行った（甲イ第七号証「詳細設計段階等で検討すべき事項」）。
一九八三年には、容積二・七立方メートルの装置でナトリウムを漏洩させたところ、床昀高温度は五五〇℃となった。容積二七立方メートルの装置の実験では漏洩を終了させた後になって昀高温度六四〇℃や六五〇℃のケースが現れている。一九八五年に変更申請した頃のプール燃焼実験では昀高温度六六〇℃、五七〇℃のケースもあり、又、配管からのナトリウム漏洩形態確認試験では約六四〇℃、大規模総合試験では六八〇℃が観測されている。
一九八八年からは容積一〇〇立方メートルの密閉容器で数百キログラムのナトリウムをコラム状に漏洩させた八回の実験を行い、そこでは、受皿昀高温度は昀高で七〇〇℃、コラム流衝突板の局所昀高温度は昀高で八三〇℃にもなっている。容積一〇〇立方メートルの密閉容器での二五〇℃のナトリウムをスプレイ燃焼させた実験でも床温度は七六〇℃にも達している。
動燃は、このように様々な実験を行い（甲イ第四二七号証）、床ライナ昀高温度が設計温度五三〇℃（当初は五〇〇℃）を越える場合もあることを十分に知悉していた。
（二）動燃は燃焼実験経過を全く報告せず、対応策もとっていなかっただが、こうした実験データについては、動燃から科技庁又は原子力安全委員会にあてて示されてはおらず、ましてや一般に公開されたものではなかった。原子力安全委員会第一次報告書（乙イ第一二号証、平成八年九月二〇日）の二七頁には、「ワーキンググループは、動燃におけるナトリウムの燃焼実験に関して時に床ライナ温度に関して詳細な説明を受けた」と、初めて動燃から説明をうけたことを驚きをもって記載している。動燃は原子力安全委員会に対して「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、受皿に設置した熱電対の測定値は五〇〇℃以下」であり、「原子炉設置許可の申請後に実施した空気中におけるスプレイ燃焼実験及びコラム燃焼実験において受け皿に設置した熱電対の測定値は五〇〇℃～八八〇℃を観察している」と説明した模様である。しかも、動燃は「このような結果が得られていたが、動燃は床ライナの設計温度あるいは健全性評価の見直しは行っていない」（原子力安全委員会第二次報告書（乙イ第四一号証一八頁）。ここには動燃の隠蔽体質、閉鎖体質、一旦決めてしまえばその後にどのような実験情報や事故情報を得ても反省して見直すことをしないという体質が良く現れている。


（三）　原子力安全委員会は安全解析の結果を鵜呑みにしていた一方、原子力安全委員会にも、安全審査に当たって実験データを求め、計算の詳細を求めようとせず、申請書だけを鵜呑みにして実質的な審査をしなかったという問題があることをナトリウム漏洩火災事故は明らかにした。つまり、原子力安全委員会は、一九九五年にナトリウム漏洩火災事故が発生し、ワーキンググループを組織してその調査を行うまでは、燃焼実験に関する報告は受けておらず、当然にも床ライナの温度が設計値を超えるケースが多数回存在し、その昀高は八八〇℃以上という高温に達していることについての認識は全くなかったのである。事故想定においては、大規模漏洩による床全面加熱が昀も厳しい条件であるとされていたが、八八〇℃という高温の実験データが得られていたら、モデルの見直し、計算コードの見直しをするべきであるのにそれをしていなかった。もし、安全審査の時にデータが提出されていたとしたら、事故解析は当然異なっていたはずである。Ｐ１２証人は「そういう観測値があったということになりますと、これは推測でございますが、当然、この観測をされた非常に高い温度と設計温度、あるいは計算された昀高温度との関係はどうなっておりますかという、この質問は当然でたと思われます」と述べており、データを隠した動燃に対して「なぜださなかったかというのは私どもは存じません。これは動燃の判断でございましょう。ただ、そういう技術情報等については、できる限りこれを開示していくというのが極めて望ましいことだというのは、これはもう明らかなことでございます」と穏やかではあるが厳しい批判を行っている。
いずれにせよ、安全審査に提出されていた安全解析の結果をはるかに上回る実験
結果が得られていたにもか
かわらず、そのことを不問にしたまま行われた本件安全審査には重大な瑕疵がある。
５　使用されたＳＰＲＡＹコードとＳＯＦＩＲＥコードの計算は実験とあわない。
（一）　安全解析に使用された計算コードの変遷
安全解析に使用されたコードは、当初の許可申請補正においては、スプレイ燃焼を扱うＳＰＲＡＹ―Ⅱコードのみであり、配管室の床ライナ昀高温度は約四一〇℃、過熱器室の床ライナ昀高温度は約四五〇℃であって、「設計温度五〇〇℃以下にとどまる」とされた。一九八五年（昭和六〇年）八月九日付「変更許可申請書の一部補正について」（甲イ第四二二号証）においては、過熱器室での漏洩量を九五立方メートルに変えた他は仮定は同じであるが、ＳＰＲＡＹｌⅡコード以外に、床上に溜まったナトリウムのプール燃焼を取り扱うＳＯＦＩＲＥ―ＭⅡコードを使用した。そのために結果の数値が変わり、配管室の床ライナ昀高温度は約四六〇℃、過熱器室の床ライナ昀高温度は約五二〇℃となったが、設計温度を上昇させて、「設計温度五三〇℃以下にとどまる」とされた。
つまり、数値が変わった理由は、単に使用した計算コードが違ったためである。（二）　ＳＰＲＡＹコードによる解析は過小評価になる噴出したナトリウムが天井に衝突して液滴化し、空中を燃焼しながら落下し、燃え残ったナトリウムはプールを形成する。しかしプール状に溜まったナトリウムは燃焼しないというのがモデルである。
一九八二年に三菱重工が委託研究したスプレイ燃焼の実験（甲イ第四二四号証）の結果を用いて、動燃が一九八三年七月にまとめた「ナトリウムスプレー燃焼の解析（Ⅱ）」（甲イ第四二五号証）によれば、ナトリウム燃焼実験の解析結果は、実験値とはあわなかった。壁の温度変化は実験の半分程度（四五～五三％）であり、プールの平均温度は、かなりの過小評価であった。これは動燃自身が「検証結果は、スプレイ燃焼については、特に空気雰囲気条件において、同時に起こるプール燃焼の効果をＳＯＦＩＲＥコードで取り扱うことができないために、解析が過小評価傾向になり、非保守側の評価をするような解釈をうけざるを得ない状況にあった」（乙イ第五〇号証）と認めているところである。つまり、安全解析の結果が実験値を下回り、安全解析用の計算コードとしては失格であるということであり、原子力安全委員会が一九八三年四月二五日に内閣総理大臣宛に答申した際に記載されている「使用計算コードの妥当性についても、実験結果との比較等により検証されていることを確認した」ことが虚偽であることが判明した。
（三）　ＳＯＦＩＲＥコードがあうのは低温度のみ
ＳＯＦＩＲＥコードは、床一面にナトリウムがプール状に存在し、その表面で燃焼し、熱を対流や輻射を通じて天井や壁に伝え、同時に、床上に存在するナトリウムを通じて熱を床ライナに伝えるモデルを採用している。プール状になったナトリウムを薄くスライスし、それぞれのスライスの温度は一点で近似する。床ライナも、スライスしてそれぞれの温度を一点で近似する。つまり、床ライナの温度は、全面にナトリウムが溜まり、温度を一点で近似して計算するために、いかに部屋の面積が広くても、漏洩直下でも、そこから遠く離れていても同じ温度であるとされる。従って、小さな容器でプール燃焼実験を行った場合には、実験結果を計算で表すことが出来ても、今回事故がおきたような広い配管室の場合に全ての床面が同一温度であるという仮定で計算した場合には、低い値が出ることは容易に想像しうる。
しかも、ナトリウムの燃焼面と床ライナの間は、いつでもナトリウムの層が存在しているのであるから、床ライナの温度は沸点である八八〇℃を越えることはない。越えるとナトリウムは気体となり、プール燃焼の仮定自体が崩れるからである。
動燃は、乙イ第五〇号証一頁で、「プール燃焼実験については一九七六に行われた委託研究の結果を解析して検証した結果、良好な結果が得られている」とするが、右実験は三菱重工に委託したものであって、同社は容積二一立方メートルの密閉容器の床にステンレス製受皿をおいて底板の下面と側壁の外面に熱電対を設置して計測し、その結果、ナトリウム温度四〇〇℃で七回実験して床温度二九〇～三五〇℃、ナトリウム温度五三〇℃で四回実験して床温度四〇〇～四六〇℃となっている（甲イ第四二七号証）。温度が低い理由としては、密閉容器であるために酸素がすぐになくなり、床の上のナトリウムプール表面での燃焼が止まったために、ナトリウムからは床に熱が逃げる一方になり、ナトリウムの温度が低下したためである。動燃はこの実験データをコードであわせられるとするだけであって、その後に、プール燃焼実験で、五五〇℃、六六〇℃、ナトリウム流動性実験で六四〇℃、
六五〇℃、六八〇℃等の値が出ている（甲イ


第四二七号証）ことについて計算コードで合わせたのかどうかについては何も発表されていない。これは、コードが実験値を再現出来なかったため公表していないのではないかと思われる。いずれにせよ、床ライナ温度が低いケースだけについて言及し、「良好な結果が得られている」と言うだけであって、全く信用できない。６　ＡＳＳＣＯＰＳコードは信頼できるコードではない（一）　公開されたコードではない
ところで、許可処分が出された後、動燃は計算コードの開発を行い、「今回改めて、床ライナ温度に着目した解析を行うために、漏洩した室内でスプレイ燃焼とプール燃焼を同時に解析できるコードを用いた」（乙イ第四一号証（安全委員会第二次報告書）とされる。動燃はＡＳＳＣＯＰＳコードを使用して種々の計算を行っているが、まずこのＡＳＳＣＯＰＳコードは、現在のところ、一切内容が公開されていないことを強調したい。
動燃広報室は、公開しない理由について、「欧州国際機関（ＯＥＣＤ／ＮＥＡ）に英語版のコードマニュアルを送付し、いくつかのベンチマーク解析により性能確認が行われる。また計算機プログラムの知的財産権及び著作権を保護するために、公開に先立ちオリジナリティーを財団法人ソフトウェア情報センターにプログラム登録する。これらに数年かかる」としている。ＡＳＳＣＯＰＳコードは性能の良いパソコンで動く程度の規模の小さなコードであるため、動燃広報室は「パソコン版による利用も検討している」とする（甲イ第四一五号証）が、これは計算のための初期値を与えると結果が出るものだが、ブラックボックスであってどのようなモデルを採用し、どのような仮定を置いたコードかはわからない。一般に科学技術の分野における計算コードは、それを様々な研究者が様々な条件を入れて使用し、コードのエラーや特異な問題点を指摘して改良していくものである。コードを公開し、批判的にコードを使用していくことこそがオープンな科学技術の世界である。動燃は、炉心崩壊事故の計算コードであるＳＩＭＭＥＲⅡについて、ドイツのブレーメン大学グループが新バージョンの使用許可を動燃に対して求めた際に、同大学グループが過去に旧バージョンを使用した解析結果の解釈に誤りがあったことを理由にこの請求を拒否した（甲イ第四〇六号証）。科学的研究にあっては、自由な議論と批判が保証されなくてはならないし、それによって初めて進歩があるといえる（甲イ第四〇七号証）。公表もしないで、又、使用も拒否して、自己の計算結果のみを、モデルと仮定と計算方法を公表しないで提示して「信用しろ」といっても、それは信用に値しない。
（二）　ナトリウム漏洩火災事故以前の燃焼実験とあわせられないまず、モデル全体としては、二つの部屋を考える。一つ（セル１）では、となりの部屋（セル２）から漏洩してきたナトリウムが床一面に広がってプール状で燃焼するものであり、ＳＯＦＩＲＥコードを使用する。問題は漏洩が起きるセル２であるが、スプレイ状に広がって燃焼するのでＳＰＲＡＹコードは使用する。未燃焼で落下したナトリウムは床の上に溜まることになるが、バージョン一・〇～一・一では床一面に広がっても燃焼しない仮定が置かれている（乙イ第五〇号証の図Ａ―２）。ナトリウムのプールからの熱輻射はとりいれているが、一つの部屋でプール燃焼とスプレイ燃焼が同時に起きている現象を取り扱えない。動燃は、バージョン一・一を用いて三菱重工に委託した実験結果（甲イ第四二四号証）を解析しているが、七六頁の図Ⅳ―３に明らかなように、ナトリウムプール温度は、計算では実験開始後三〇秒で四四〇℃になり、その後若干上昇するが四六〇℃程度が昀高である。ところが実験結果は、実験開始後一五秒で、直下近傍では六〇〇℃を越え、六〇秒後には直下で八八〇℃になっているのであるから、全く実験を再現出来ないコードであることが判明した。
そこで、動燃はバージョン二・〇を開発し、セル２でスプレイ燃焼とプール燃焼を同時に取り扱えることができるとした。動燃第五報（乙イ第一〇号証）三・一・三―〇三頁によれば、「バージョン二・〇は、もんじゅの建設段階に開発された解析コードに対して中小規模の漏洩にも対応した解析を可能にするよう改良したものであり、ナトリウム燃焼に伴う床ライナ温度の推移など熱的影響に係わる挙動全体を解析するコードである」とされている。
動燃は、「もんじゅナトリウム燃焼事故以前に実施された燃焼実験の解析を行った結果、計算の妥当性が示された」として、動燃第五報（乙イ第一〇号証）三・一・三―一〇六の図三で、①一九八五年七月に実施したプール燃焼実験（右側）と、②同年九月に実施したプール燃焼実験（左側）と計算結果の比較を図示している。
温度を比較してみると、①では、受皿昀高温度六六〇℃を計算でだしているが、②では、燃焼抑制板中心温度の実験値約七三〇℃を再現出来ていない。もっとも、この実験装置は、漏洩したナトリウムが下部の燃焼抑制槽に導かれて燃焼しながら窒息消火する状況を検証する実験装置であり、ＡＳＳＣＯＰＳコードはこのようなケースを取り扱えないのであるから、もそもそも比較することは出来ない。つまり、ＡＳＳＣＯＰＳコードの実験による検証は失敗しているというべきである。
（三）　ナトリウム漏洩火災事故も燃焼実験Ⅱもあわせられない次に、動燃は、燃焼実験Ⅰ、燃焼実験Ⅱの結果をＡＳＳＣＯＰＳコードで再現できるとするが、次のような基本的な問題が存在する。
①　スプレイ燃焼を起こしている部屋で同時にプール燃焼を取り扱う方法について、本来別々のコードをどのように接続したのかについては、何の説明も記載されていない。
②　ＳＯＦＩＲＥコードはもともとナトリウムが床全面に一様に貯留して表面で燃焼するモデルを取り扱っている。ところが、「図１　燃焼実験Ⅱの解析モデル」によると、床ライナのうち七・〇平方メートルだけナトリウムが堆積し、その他の部分にはナトリウムは堆積していない。当然にも、床ライナはナトリウムが堆積した部分とその他の部分の二領域に分割され、その温度は異なってくる。ところが、床ライナを二領域に分割した場合に、どのようにコード上取り扱うかについては何の記載もない。


③　床に落下したナトリウムが燃焼する際の面積について、三・一・三―一〇五頁に、プール燃焼面積＝ナトリウム漏洩率×（一―スプレイ燃焼割合）÷面積広がりの相関という式が示されているが、実験が全くなされていない上に、ナトリウム漏洩火災事故と燃焼実験Ⅰでは堆積物は漏洩口直下に存在したが、燃焼実験Ⅱではほとんど堆積していなかったのであるから、この式が成立する根拠は存在しないといっていい。「燃焼実験Ⅱはプール広がり状況の推定が困難である」ことは、動燃自身が認めている（三・一・三―一〇三頁）のである。
④　コーン状の液滴状燃焼領域の中で漏洩口と床ライナの間に、グレーチングの上とおぼしきあたりにプールが存在している。動燃のＰ１１が「このグレーチングでのプール燃焼というのは、ないと思うんですね。それは下におちるだけですから、すかすかのものですから、そこでプール状にたまるということはあり得ないんです。」と証言する（Ｐ１１証人五〇回一二
八頁）とおり、このモデルはおかしい。又、燃焼実験Ⅱでは一・七平方メートルとされているが、このプール状に溜まったナトリウムが燃焼するのか燃焼しないのかも判然としない。もし燃焼するとの仮定をおいているならば、これもＳＯＦＩＲＥコードで取り扱うことになるであろうが、この場合、他のコードといかに接続するかは何も記載されていない。
⑤　事故解析であるから、昀も厳しい結果が発生するようなモデルと初期条件を与えるべきであるのに、計算で得られた数値は実験でえられた数値を下回っている。たとえば、燃焼実験Ⅱの解析結果（添―Ⅱ―二―一一）のうち、模擬漏洩部直下の周囲五〇センチメートルの領域における床ライナ温度を見ると、実験では開始後一〇分程度で約八〇〇℃になり、約一時間三〇分経過後から八六〇度を越えて、九〇〇℃に迫っている。この床温度の測定方法は、熱電対を床ライナの下側につけて測定するので、落下するナトリウムの燃焼部分が直接に接触することはない。このグラフを見ると横軸は時間単位であるので分単位に引き延ばすと、九〇〇℃近い温度や時には九一〇℃近い数値も数分あるいは十分程度継続していることが判明する。ところが、解析結果は、開始後一五分程度で八二〇℃に至るとその後は徐々に温度を下げていく。直下の実験データについては平均値程度しか計算できないことになっている。安全側にたつならば、計算コードの計算結果はより高温を示すものでなくてはならないのに、そうなっていない。前述したように、高温状態においては、短時間で腐食が進行することがわかっているから、この高温状態を計算できないＡＳＳＣＯＰＳコードは致命的な欠陥を持っている。
７　腐食を考慮するともんじゅでも穴が開く
（一）　動燃の計算でも「首の皮一枚」残るだけ
動燃は、溶融塩型腐食を仮定して、ナトリウム漏洩が八〇分間継続した場合に、床ライナがどの程度減肉するかを、ＡＳＳＣＯＰＳコードを使用して計算した（乙イ四八号証三・一・三―九〇頁、甲イ三五七号証三九頁）。その結果は左記の通りであった（漏洩率の単位・トン／毎時、減肉量の単位・ミリメートル）。漏洩室　燃焼解析条件ライナ腐食減肉量（ミリメートル）
漏洩率換気の継続　中央値・下限値～上限値
配管室一・〇有三・三二・〇～五・四
配管室〇・五無三・二二・〇～五・三
配管室〇・五有三・三二・〇～五・五
配管室〇・一無三・三二・〇～五
・四
配管室〇・一有三・三二・〇～五・四
配管室〇・〇一無三・三二・〇～五・四
配管室〇・〇一有三・三二・〇～五・五
過熱器室〇・一無三・三二・〇～五・四
過熱器室〇・一有三・四二・〇～五・五
過熱器室〇・〇一無三・三二・〇～五・四
過熱器室〇・〇一有三・三二・〇～五・四
これによれば、ナトリウム漏洩火災事故が発生した配管室でも、それより狭い過熱器室でも、また、ナトリウム漏洩火災事故時の漏洩率約〇・一七トン／毎時より大きな大漏洩時でも、小さな漏洩時でも、腐食速度を九五％信頼値でとると、全ての場合に、五・四～五・五ミリメートル減肉し、〇・六～〇・五ミリメートルという、まさに「首の皮一枚」しか、床ライナは残らないという結果になっている。八〇分漏洩するという仮定は、「火災報知器の発報までに五分、手動停止をすると判断するまでに一〇分、原子炉停止操作に一分、停止確認に六分、ドレン準備に八分、ドレン完了までに五〇分」の合計八〇分をとったものであるが、現実の事故の際にそのように手際よくいく保証はない。現実のナトリウム漏洩火災事故では三時間四〇分であったから、このままだと貫通孔が開くのは必然的となる。（二）　ナトリウム漏洩火災事故は冬季に発生したので床ライナに穴があかなかったところで、現実に起こったナトリウム漏洩火災事故では床ライナは一～一・五ミリメートルの減肉は生じたが、床ライナには穴はあかなかった。被告動燃の前記解析においては、室内の湿分が床ライナの穴あきの決定的な要因となっている。であるとすると、仮にナトリウム漏洩火災事故が湿分の少ない冬季（事故は一二月八日発生）ではなくて春から秋にかけての湿分の多い外気条件の下が起きれば、その外気が換気ダクトを通じて室内に引き込まれ、ナトリウムが漏洩した配管室でも充分な湿分によって床ライナに大きな穴があき、水素の爆発・燃焼が起こったはずである（甲イ第三三三号証）。動燃の広井博もんじゅ建設所技術課長も「夏場でかつ事故後も換気していたら、指摘される反応（穴あき及び水素爆発）が起こった可能性は否定できない」と認めている（甲イ三三五号証）。現に、被告動燃の右解析においては、いずれの場合にも、室内での湿分は高く想定されているために、ナトリウム漏洩火災事故が発生した配管室においても、八〇分の漏洩では「首の皮一枚」の状態となり、ナトリウム漏洩火災事故時のように漏洩が三時間四〇分も続けば、床ライナに確実に穴があく、という結果が得られている。


（三）　穴が開くとナトリウムと床のコンクリートとの間の反応が深刻な問題となる漏洩時間が長くなったときについて、Ｐ１２証人は、「（仮定として同じように減肉していけば）そのままのばしていけばそうなるでしょうね」「漏洩時間、つまりはナトリウムが燃焼している時間と考えてよろしいかと思いますが、時間が延びれば延びるほど事態は深刻になるのは、これは明らかでございます」「（ライナに穴が開いてしまうことになると床コンクリートとナトリウムの接触を防止する機能は失われること）それはそのとおりでございます。そういう状態になるということになれば、しかも、それを防ぐ方法がないということになれば、その設計方針は実現しないということになります」と延べ、基本設計ないし基本的設計方針が破れることを認めている。Ｐ１２証人は一般にナトリウム・コンクリート反応と呼ばれる反応が起こりまして、コンクリートがかなり侵されるということはだいたいわかっております」「（ライナの腐食が更に進むことも推定できないことではございません）と述べるが、その反応がもっと進むとコンクリートは崩れさり、発生した水素が酸素と混合して爆発し、昀悪の場合には配管室は崩壊する。六　高温腐食を考慮しなかった誤り―「問題意識があれば知り得た知見」とは何の
ことか
１　高温腐食に関する被告等の主張
（一）動燃の主張
被告動燃は、加熱温度に関しては「床ライナの健全性は確保される」とするが、腐食もあわせて考慮した場合にも、「燃焼実験Ⅱで起きた溶融塩型腐食がもんじゅで起こる条件のそろう可能性は極めて低い」としながらも、溶融塩型腐食が起こり漏洩時間が、現在の設備のもとでは昀短八〇分続いたケースの計算をしたところ、二次系配管関係のどの部屋でナトリウム漏洩が発生しても、床ライナの厚みが〇・五ミリメートルしか残らないことがわかったため、「改善策」を主張してそれに逃げ込もうとしている。
被告動燃のいう高温腐食に対する「改善策」なるものは、①ナトリウムドレンの機能を強化すること、②壁・天井に断熱材を設置すること、③事故時に窒素を注入できる設備を付けること、である。しかし、これらは安全審査の誤りを認めた「基本設計の変更」に該当するのに、被告動燃は「変更許可申請」さえ一つも提出していない。もんじ
ゅ原子炉の設置・運転は、言うまでもなく許認可事業であるから被告動燃だけで右「改善策」を実施できないことは当然である。
しかも、被告動燃のいう改善策は対症療法に過ぎない。すなわち、高温腐食に対する抜本的な改善策は、①一次系と同様に二次系の各部屋を全部窒素雰囲気にして燃焼を抑制する、②漏洩ナトリウムが床ライナ上を流れて連通管を通って階下に行って窒息する設計ではなく、配管に沿って部屋を細分化し、漏洩が起きたらその一室に窒素を注入して窒息消火する、③そのうえで床ライナを鋼製ではなくセラミックなどナトリウムと反応しない材質のものにするなどであるのに、相変わらず鋼製の床ライナで漏洩ナトリウムを受けるとの発想を変えていない。更に、被告動燃が改善策で良いとする根拠は、ＡＳＳＣＯＰＳコードに「腐食速度」を考慮して計算した結果である。ＡＳＳＣＯＰＳコードが信頼できないコードであり、実験から求めた「腐食速度」も高温の場合には信用できないものであることは前述したとおりである。鋼製の床ライナは一旦穴があけば腐食により急速に穴は拡大する。この危険を封じ込めることができない
被告動燃の改善策は、法的にも無効であるばかりか、技術的にも「砂上の楼閣」である（甲イ四〇九号証八～一二頁）。
（二）　被告国の主張
被告国は、準備書面（七）において、「本件事故を契機とする事故原因の調査過程において、本件安全審査当時は認識されていなかった二つの知見が得られた」とする。一つは、「推定される本件事故時の床ライナの温度及び昀新のナトリウム燃焼解析コードを用いて解析した床ライナの温度は、いずれも設計温度を上回るという知見」であり「鋼材の熱膨張という点からすると、温度が上昇し、ライナが熱膨張して壁面と干渉し、又は局所的なひずみが発生することになれば、これが原因でライナに損傷が生ずる可能性がある」としている。更に「空気の供給状況等の条件いかんによっては、ナトリウムと鉄と酸素が関与する界面反応による腐食により、床ライナ等の鋼材が損傷するという知見は、安全審査当時には得られていなかったが、新たに知見として得られた」とする。そのうえで、「実験Ⅱで生じたような界面反応による腐食を仮定したナトリウム燃焼解析の結果（（一）で述べた計算）によれば、板厚約六ミリメートルのライナに対する肉厚は残存しており、貫通孔が生
じるには至ってはいない
ものの、残存肉厚は上限値で見る限り〇・五ないし〇・八ミリメートルとなり、安全裕度が充分あるとまではいいがたい」とし、又「現時点において、ナトリウム燃焼による鋼材の腐食機構の動的な過程、及びそれに及ぼす温度、物質の移動等の因子については、かならずしも十分に解明されているとはいえない状況にあり、本件原子炉施設において、どのような条件下であれば、燃焼実験Ⅱのような界面反応による腐食が発生するのかについては、充分あきらかではない」と認めている。（三）　原子力安全委員会の言う「問題意識があ駐ば知り得た知見」とはところが、原子力安全委員会は、温度計の振動に関するアメリカ機械学会（ＡＳＭＥ）の規格については「知っているべき知見」としたのに対して、界面反応による腐食という知見を「問題意識があれば知り得た知見」と位置づけた。これは、安全審査の当時に誰にも知られていなかった知識というものではなく、高速増殖炉の開発関係者（動燃）と審査関係者（科学技術庁及び原子力安全委員会）が「問題意識をもっていなかったために知らなかった知見」という意味である。伊方原発昀高裁判所判決が「現在の科学技術水準に照らして審査されるべきである」と言っている場合の「現在の科学技術水準」とは、安全審査時には全く判明していなかった科学技術、つまり「問題意識をもって調査研究しても知り得なかった知見」であっても含むが、原子力安全委員会はそこまで強弁するのではなく、ただ「問題意識をいかに持つかが課題である」として、問題をそらしてしまっている（乙イ四一号証九～一一頁）。
この点に関し、Ｐ１２証人は、もんじゅ許可申請時に安全審査を担当した原子力安全委員会原子炉安全専門審査会一六部会のメンバーで金属材料研究所のＰ２３も知見をもっておらず、問題意識もないので何処にも問い合わせしなかったと述べている。しかし、以下のべるように、高速増殖炉の分野でも腐食は問題になっていたのであり、「問題意識がなかった、だからしょうがなかったのだ」といって、設置者も審査者も免責される話では絶対にない。
２　腐食は安全審査当時でもある程度は考慮されていた（一）　許可申請書提出当時、問題とされていた腐食は、①配管機器が常時ナトリウムに接触していることにより発生する腐食と②蒸気発生器の伝熱管破損事故における腐食である。


まず、①配管・機器における腐食としては、「
減肉」（一般腐食であり、全面腐食だが、ＨＡ２０・ＨａＯＨがあると粒界腐食が見られる）、「表面変質」、「脱炭および浸炭」（高い温度の所では炭が鋼からナトリウムに移行し、低いところでナトリウムから鋼に沈着する現象）である。実験としては、ナトリウムが配管の中を流れる温度が考慮されて、五〇〇℃～六〇〇℃のところで行われ、腐食速度は年当たり数マイクロメートル程度と考えられていた。酸素濃度が高いと腐食が激しいことはわかっていたが、考慮されていた腐食の範囲は正常運転時に酸素濃度が低い配管の中で進行する腐食だけであった。（二）　次に、②蒸気発生器の伝熱管破損事故（伝熱管の肉厚は蒸発器で三・八ミリメートル、過熱器で三・五ミリメートル）においては、まずナトリウム・水反応により圧力上昇が生じ、それが伝播していくが、その破損伝播としては、圧力以外に腐食が考慮されていた。古川和男「原子炉工学講座・液体ナトリウム技術」七一年一一月（甲イ第二七七号証）には、「蒸気発生器を単一壁にしたことで発生する問題（二重管壁にして中にＨｅ，ＮａＫを介在させた時には生じなかった問題）の一つとして［小規模水漏れによる材料損耗（ｗａｓｔａｇｅ）］がある。極めて微小な穴から水が小漏洩すると、噴出水とナトリウムの接触面はトーチ状になって非常に高温となる。また、その付近にはＮａ０Ｈ・Ｎａ２０などが形成され、溶融塩腐食およびエロージョンが激しく起きる」と記載されており、蒸気発生器に関しては、溶融塩腐食までも考慮されていたことが判明する。また、一九六二年にはフェルミ炉の蒸気発生器においては、運転開始後二週間でナトリウム・水反応が起こり、四五本の伝熱管に漏洩が起こったとされている。組立作業中に用いた洗浄液（１／３Ｎａ０Ｈ，２／３ＮａＮ０３）が原因で応力腐食割れを起こしたとされており（甲イ第五三号証）、この事故の後、アメリカとイギリスが中心となって機構究明がなされ、孔の大きさと隣接配管の位置などが適当であれば、数秒間で穴があき、大漏洩・爆発に発展してしまうことが示された（甲イ第二七七号証）。更に蒸気発生器では、ナトリウム・水反応で水酸化ナトリウムと酸化ナトリウムが発生することは判明しており、「反応ジェットはエロージョンとコロージョンの相乗効果を持った浸食性のジェット流となり、隣接する伝熱管に当たるとウェステ
ージ（ＷＡＳＴＡＧＥ
・損耗の意味）と呼ばれる管壁の損耗を引き起こす」とされており（甲イ第二三号証）、甲イ第三〇二号証には「水がナトリウム側にリークする。孔の表面でナトリウム側に滞留する反応生成物が伝熱管表面のコロージョンを引き起こす」ことが記載されている。このように、特に蒸気発生器に置いては、１／３Ｎａ０Ｈ，２／３ＮａＮ０３の存在などによって、伝熱管が溶ける溶融塩腐食が起こることはわかっていたのである。
（三）　一方、前述したように、コンクリートの温度が高くなると、水分は大量に放出されるので、大気中の水分とあわせると、ナトリウムが空中で燃焼した場合にも、蒸気発生器において発生した溶融塩腐食と同様の反応に必要な、十分な水分があるといえる。
３　「ハンフォードの実験」は」九七五年に報告されていたアメリカのハンフォード工学開発研究所では一九七五年までに、「ナトリウム・コンクリート反応、ライナの役割及びナトリウム火災の消火」の研究の一環として、ナトリウムを受皿に漏洩させる実験の他に、垂直のコンクリート面とナトリウムプールとの間を予め傷をつけたライナで遮い、ナトリウムを七五〇℃又は八八〇℃に加熱した場合のライナの挙動を見る実験も行われた。ライナにあけた直径約七・一ミリメートルの穴は四四ミリメートル×三九ミリメートルに拡大し、ライナ自体は傷をつけた近くの局所的な領域で激しく腐食していたのである（甲イ四一〇―二号証三～四頁）。この論文は平成一〇年に衆議院科学技術委員会でもとりあげられ、動燃の職員が七五年にアメリカで報告された会議に出席していたことが判明した。しかし、この職員は「腐食が問題となった記憶はない」、つまり問題意識は全くなかったと述べているようである（甲イ四一二号証一五～一六頁）。４　「フーバーの実験」は一九七五年に報告されていたドイツのカールスルーエ原子力工学センターでは、一九七五年、フーバーが「ナトリウム表面火災の研究と防護システムの試験」結果を発表し、このなかで一九〇キログラムで六六〇℃のナトリウムが受皿中で燃焼したときに、一一〇〇℃を記録した他、受皿として使用したフェライト鋼が、酸化ナトリウム、過酸化ナトリウム、鉄などの混合によって腐食磨耗し、金属製の熱電対も急速に腐食が進行したと報告されている（甲イ四三三―二号証五頁）。Ｐ１２証人はこの論文について「実は、電気化学会からご指摘を受
けま
して読んだことがございます」「こういう論文があったということを、実は私ども知りませんでしたのですが、こういう論文があったということで、これはワーキンググループでも大変重視していろいろ調査したところでございます」「空気中にナトリウムが漏れたときに燃焼をいかに抑制するかというのが論文の主題であったというふうに私は理解しました。その際に実験装置等を後でよく調べてみたらということで、こういうことが発見されたというのが、割と短い記述なんでございますが、それが確かに記載されておりました」「（それが非常に重要な知見だったという認識は）今にして思えばということでございます」と述べて、非常に重要な知見であったことを証言する（Ｐ１２証人二七回九二～九四頁）。ところが、論文の趣旨が燃焼抑制であったためか、問題として意識されるに至らず、素通りされてしまったのである。
５　電気化学会＝「設計審査時点でも問い合わせがあれば適切な提案・助言が可
能」
（一）　ワーキンググループは、腐食に関する知見が、設置許可当時どのようなものであったかについて重大な関心を持ち、電気化学会に対して、「ナトリウム漏洩事故に伴い発生した鉄・ナトリウム・酸素系での鉄鋼の腐食に関し、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、あるいは予測可能であったか」調査を依頼した。電気化学会は「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」とし、「必要な情報開示の下に本会の専門家に問い合わせ・調査、依頼があれば、他分野の専門家（今回の例では鉄鋼精錬分野）との協力により、適切な提案又は助言が可能な知見を本会は有していたといえる」と結論づけている。


（二）　同時に、電気化学会は、これらの情報は高速増殖炉の分野以外の分野の専門家がもっていただけではなく、一九七九年の段階でイギリス原子力局は、ナトリウムが燃焼して酸化ナトリウムや過酸化ナトリウムになり、水と接触してできた水酸化ナトリウムが共存する場合には鉄がかなりの腐食速度を示すことを詳細に報告しており、それは高速増殖炉設計の分野では入手可能であったと述べている（乙イ四一号証参―一四～一八頁）が、これは極めて重要な指摘である。つまり、動燃、
科学技術庁及び原子力安全委員会は、国内におけ
る他分野への問い合わせをしなかっただけではなく、同じ高速増殖炉の分野でも外国には問い合わせをしなかったことが他分野の研究者から鋭く指摘されたのである。
６　「問題意識がなかった」ことが大問題である
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、一五〇立方メー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・一〇―三―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Ｐ１２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。」（Ｐ１２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「配管断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りッドがあり、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ｍ２）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ｃｍ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、〇・四ｍｍ以下であるが、〇・五～〇・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（合計面積約〇・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ー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へ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（深さ二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うイナが設けられている（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、〇・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、実際の水素濃度が〇・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〇・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いう判断をしたわけであります」などと証言する（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）の主張の欺購性を明らかにした。
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二ケ月後にＰ１５「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、乙イー・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せ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、漏洩高さが二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Ｐ１２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。」（Ｐ１２証言・一二三頁）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―一三七）（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」約〇・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」〇・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り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Ｐ１２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。」（Ｐ１２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、Ｐ１２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。被告らは獅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、極めて近いところがら
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「六〇〇度～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）。