してあまりにも小さすぎ、又、実際に炉心崩壊事故が起こった場合には燃料や構造材が溶融混合し、温度も二五〇〇℃程度と非常に高温になって、しかも、反応度が大きくなったり小さくなったりしながら、核分裂数が増えたり減ったりしている複雑状態であると思われるから、実験としては妥当ではない。６　燃料の沸騰実験は直径六センチメートルのるつぼで行われたのみＰ４証人は、燃料を溶融させて沸騰させる実験は実際に行っていると主張するが、ＳＣＡＲＡＢＥＥにおける実験は、直径六センチメートル高さが二〇センチメートル程度のるつぼに燃料をいれ、中性子を照射して溶融沸騰することを調べたものであって液体の上面が上下することがわかる程度であり、揺動（スロツシング）を調べたものではない（Ｐ４証人四九回一八～二八頁、添付図面⑨～⑪）。
７　実験は僅少で、しかも今後行われる状況ではない
一九八九年には被告動燃大洗工学センター安全工学部高速炉安全工学室の研究者は、実験がまだまだ僅少であると嘆いている（甲イ三七三号証七六頁、八三頁、八六～八七頁、九一頁）が、その後の実験に関して暗い見通しを持っていた（同六八頁）とおり、ドイツ、フランスも高速増殖炉から撤退した現在では国際会議でも高速増殖炉の研究発表は極めて少なくしかも日本からのみであるから、もはや実験的検証は行われていないと言っても過言ではない。
もともと高速増殖炉の炉心内部の核的特性についてはわからない部分が多い。わずかの実験をやったからといってそれで全てがわかるわけではない。日本原子力研究所のＰ２１が「例えば液体金属冷却高速炉のように、動特性挙動に未知な要素が多い炉は、一つや二つの破壊実験を行ってみる価値は十分にある」と言った上で、「しかしこの実験結果は、必ずしもその原子炉を代表する反応度事故であるとはいえない」と述べている（甲イ三七八号証四〇頁）通りである。六　もんじゅ原子炉が炉心崩壊事故に耐えられるとしたのは重大な誤り１　安全審査時のモデルー約三八〇ＭＪの爆発エネルギー算定の根拠は不明（一）　許可申請書の「技術的には起こるとは考えられない事象」には、次の五つの事象が挙げられている。
（１）　局所的燃料破損事象
ａ　燃料要素の局所的過熱事象（燃料要素の中にプルトニウムが高い割合で含まれたペレットが誤って入った事象）
ｂ　集合体内流路閉塞事象（異物が入り込んで燃料集合体の中のナトリウムの流れが停止した事象）
（２）　一次主冷却系配管大口径破損事象
（一次主冷却系配管がギロチン破断し冷却材が流出した事象）
（３）　反応度抑制機能喪失事象
ａ　一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象
（一次系のポンプがトリップして流れが減少したときに原子炉停止機構働かない事象）
ｂ　制御棒異常引抜時反応度抑制機能喪失事象
（制御棒を誤って引き抜いたときに原子炉停止機構が働かない事象）しかし、原子炉にとって厳しい事故を考えたといっても、１ａと１ｂと２では、原子炉停止機構は働くと仮定されているので結果はそれほど厳しくはならない。例えば２のように、一次主冷却系配管がギロチン破断したときに原子炉停止系が働かなかったら、それこそ炉心からはナトリウムが無くなって、燃料棒がむきだしになったのに制御棒は挿入されずに燃料は燃えっぱなしと言うのだから、燃料はすぐに溶融爆発すると思われるが、被告動燃は、そのような過酷な事故は考えていない。解析では、ナトリウムの温度が上がったことを検出して制御棒が挿入されて事故は収束するとしているのである。従って、１ａと１ｂと２の三つは流量喪失時緊急停止失敗事故（ＵＬＯＦ）でも過出力時緊急停止失敗事故（ＵＴＯＰ）でもないことになる。そうすると、厳しい結論になるケースは、３ａのＵＬＯＦであり、また３ｂのＵＴＯＰということになる。許可申請書では３ａの方が厳しい結論が出されているのでそれを見てみると、原子炉の内部では次のようなことが起こると仮定されているようである。
（二）　まず、定常運転をしているときに、何らかの原因（例えば落雷）で外部電源がなくなって常用二母線の電源も喪失し、一次系と二次系の主冷却系循環ポンプが全数（それぞれ三系統あるがその全部）同時に止まってしまった。当然ナトリウムの流れは減少するので冷却能力が減り、ナトリウムの温度は上昇する。本来であれば、ナトリウムの温度上昇を検出して制御棒が急速に自動的に降りてくるはずだが、それも何らかの原因（例えばブレーカーの固着）で降りてこず、原子炉の緊急停止に失敗する。ナトリウムは沸騰し、燃料は高温となって自分も溶けるとともに被覆管などの構造材も溶かしてしまう。溶けた燃料はスランピングして下方に寄り集まり、被覆管なども下の方に移動する。反応度が加わって即発臨界に達する。そ
の時の反応度挿入速度は、反応度を
「ドル」という単位で表して、毎秒約三五ドルとなる。一ドルが即発臨界の反応度であるから、非常に大きな反応度だといえよう。


原子炉容器の中の燃料は急激に高温になり気化して炉心は大きく破壊される。高温高圧になった炉心は激しく膨張し、原子炉容器を破壊しようとする。その爆発エネルギーは約三八ＯＭＪ（ＴＮＴ火薬約八六キログラム分）と計算されている。原子炉容器等の構造物については五〇ＯＭＪ（ＴＮＴ火薬約一一三）の圧力加重がかかってもゆがみを生ずるだけで破壊されないものとされているので、ナトリウムは漏れず、従ってプルトニウムなどの原子炉の外に出ないので安全だと評価されているが、具体的な爆発の経過は申請書の記載からは読みとれない。ただ、三八〇ＭＪであるとの結論がだされているだけである。２　「九九二ＭＪの爆発エネルギー」となったモデルは非科学的ではない（一）　問題は、被告動燃が計算した「約三八〇ＭＪ」が、考えられる昀大の機械的エネルギーかどうかである。これよりも大きなエネルギーが発生するような事故が起これば、原子炉容器は爆発力に耐えきれずに破壊され、内蔵したナトリウムはおろかプルトニウムも飛び散り、悲惨な結果に結びつくからである。被告動燃は、許可申請書中では約三八〇ＭＪは昀大の値であり、原子炉容器の設計値は五〇〇ＭＪまで耐えられるとしているが、実は被告動燃自身が「昀大エネルギーのケースでは九九二ＭＪ」とする計算を行っていた（「高速増殖原型炉もんじゅＨＣＤＡ解析―ＳＩＭＭＥＲ２コードによる炉心崩壊後の膨張過程予備解析」一九八二年三月、甲イ第三〇八号証六頁）。被告動燃はこの報告書を「開示制限」として限られた関係者だけに配布し、複製・転載・引用などを絶対に行わないよう厳重に管理することを求め、この報告書の存在をひた隠しに隠してきたのである。原告等が入手したこの報告書には、許可申請書と同じ方法による計算では、「昀も大きい放出エネルギーのケースは九九二ＭＪ（ＴＮＴ火薬約二二五キログラム相当）である」とされている。これは許可申請書に記載された約三八〇ＭＪと比べてはるかに大きく、被告国も認めた原子炉構造物の昀大圧力荷重五〇〇ＭＪの二倍近くになるので、とても容認できない値である。
（二）　被告動燃はこの計算について、「燃料の破損口を三〇センチメートルにし
た計算」であり、単にパラメータ研究をしたに過
ぎず、三〇センチメートルという仮定は非科学的で採用しがたいと主張する。しかし、この主張は間違っている。
まず、実験データの捉え方が間違っている。前述した実験結果によれば、燃料棒がわずかに破損してその直後に破損の長さが一気に拡大したケースも存在する。三〇センチメートルの破損口を想定することが非科学的であるとはとても言えない。被告動燃は、燃料棒が棒の中心で破損する仮定は非科学的であるとして、何等の根拠も挙げないまま、棒の中心で破損したデータを取り上げようとしないが、自己に都合の良い実験データのみ採用して他を捨てることは「あまりにも恣意的かつ非科学的」である。
わが国の安全審査における炉心崩壊事故の解析では保守的な条件が要求されていない。もんじゅの行政庁審査の際に科学技術庁の技術顧問として参加したＰ８証人は「多重性を有する安全系の不作動を仮定する、つまりロフ（ＬＯＦ）でやってアンプロテクティブ、もう制御棒が入らないと言う極めて保守的な過程を想定しているのだから、解析条件に保守性を取り込むと、事象の推移が実態とかけはなれたものになる」と主張するが、炉心崩壊事故の仮定と計算上の仮定を混同していると言わざるをえない。Ｐ１０証人が述べるように「設計基準事故を超えるような事故のストーリーを立てる話と、そのストーリーに基づいて具体的な計算を行うという話をごちゃごちゃにしていると、混同していると思います。つまり今回の炉心崩壊事故の計算のように、その実際の計算の場で、保守的な計算条件をおかなければ結果は何倍にも変わるわけですから、たとえストーリーのときにいくら仮定をおいても計算のしようによっては、極めて結果を小さくおさえることは可能になる」（Ｐ１０証人四六回六〇～六二頁）のであって、恣意的な結論を出そうと思えば出せることになる。
実験データとして燃料棒の破損口が一気に拡大したデータを安全側の解析として採用すべきである。
３　被告動燃の「一一〇ＭＪ」計算は安全側でない仮定の結果である（一）　被告動燃は、もんじゅでは起因過程においては機械的炉心崩壊過程に進展せず、遷移過程に移行し、遷移過程で昀も保守的に想定したケースでは再臨界になるがエネルギーは一一〇ＭＪであるので、もんじゅの安全審査時の解析は保守的であるとする。しかし、遷移過程で炉心周囲が固化してボトルのようになり、その中に封じ込めら
れた燃
料やラッパ管等の溶融物質が、チューニング及び揺動（スロツシング）を起こして、何回かの揺動の後に再臨界を起こして激しく爆発する可能性を否定できないのに、被告動燃は、燃料が半径（水平）方向に逃げ出したり、制御棒案内管を通ってボトルの外に出ていくことを大きく見積もった結果、右の数値を導き出している。この数値が昀大の数値であるとの保証は全く存在しない。４　パラメータを変えればもっと大きなエネルギーが出る（一）　パラメータを変えれば幾らでも結果を変えられる。昀高エネルギーとして九九二ＭＪという数字が出ている計算についてＰ８証人は、「ええ、九九二というのは聞いたことはございません」とした上で、「これは、先ほど申し上げましたように、いろんなパラメータ計算をやれば、幾らでも大きな数字が出てくるわけでございます」と述べ、原告代理人の「結局これは紙の上の計算なんですね、現実には」との質問に対して「そうですね」と同意している（Ｐ８証人二〇回二二～二六丁）。
（二）　計算コードは、わずかにパラメータを変えれば結果が大きく変化するという特質を持っている。そもそも計算コードに不適切な部分があることは、Ｐ４証人もドンデラーの計算に関して「このコードのプログラミングの一部に不適切な部分があって、それがたまたまドンデラー氏の行った計算において表面化、顕在化したと言うことだと理解しております」と述べ（Ｐ４証人四八回八三頁）、コードが不安定であることを認めている。また、初期条件を少し変えれば結果は大きく変わり、「台風の道筋を計算するよう」に予測しにくいとされている（甲イ第三九〇号証）。


（三）　計算コードの実験的検証がなされておらず、計算コードの妥当性を判断する材料がない。前述したように、起因過程に関しては熱中性子を用いた燃料破損実験などが小規模で行われているが、遷移過程については実験的検証はほとんど行われていない。それにも係わらず、計算コードによる膨大な計算結果が大手をふってまかり通ろうとしている。Ｐ１０証人が「日本の高速増殖炉の研究はあまりにも計算偏重であり、特に遷移過程のように複雑な過程の計算は非常に不確実性が多いので本当にどれが正しいのかは実験で示されなくてはならないにもかかわらず、実験を計算の単なる補助として不当に低い地位に置かれてきた」（Ｐ１０証人四六回四五～四八頁）のであり、研究開発段階の原子
炉の研究方法としては、極めて問題が多いところである。（四）　計算に使用する反応度の値も実験で検証されていない。反応度係数の代表的なものはドップラー係数で、これは事故時燃料温度が上昇することによって自動的にブレーキがかかる現象である。ドップラー係数に保守側の値を用いるか、ノミナル値（平均的な値）を用いるかは、炉心崩壊事故の事象推移にとって「非常に大きな影響がある」とＰ４証人は証言し（Ｐ４証人四八回二二頁）、その証拠としてノミナル値を使用した乙イ第一六号証と保守側の値を用いた乙イ第一七号証が提出されている。保守側の値としては、「データのばらつきを昀大限に見込んで」（同二〇頁）ノミナル値の〇・七倍に減らし使用した（同二二頁）としている。しかしここで言われているデータもそのばらつきも、一五〇〇℃までの実験によるものにすぎない。炉心崩壊事故時の燃料温度は四〇〇〇℃近い高温になる（乙イ第一八号証六九頁）が、高温でのドップラー効果の実験は存在せず（甲イ第三七三号証三五頁）、したがって計算に用いたデータには実験的裏付けは全く存在しない。ドップラー係数は高温になるほど小さくなることが知られているので、一五〇〇℃までの低温時のでデータを使えば事故の影響を過小評価する恐れが極めて大きい。（五）　しかも、計算コードは非公開である。被告動燃は、このコードを公開せず、ドイツの研究者にも引き渡そうとはしなかった（甲イ四〇六～四〇七号証）。計算コードは様々な角度から使用して初めて内部に潜んだ問題点が明らかになる。被告動燃はコードを独占・秘匿しているのであり、これでは被告動燃の計算が妥当であると考えることは困難である。
５　被告らは「三八〇ＭＪ」が昀大放出エネルギーであることを証明できなかった要するに、「三八〇ＭＪ」は一つの計算に過ぎない。被告動燃も被告国も、これが昀大放出エネルギーであることを証明できなかった。従って、原子炉が爆発エネルギーに耐えられることも証明できなかった。これは明白かつ重大な違法性であり、もんじゅの危険性を示すものである。
七　安全審査には明白かつ重大な違法性があり、運転は差し止められるべきである
１　炉心崩壊事故の発生確率は低くない
（一）　炉心崩壊事故は「設計基準事故よりも発生確率が低い」とされているが、地震や落雷、電気系統の故障などを考えると決して発生確率が低いとは言えない。（二）　地震については、第三で詳述したところではあるが、地震による機器の同時多発的故障も無視できない。「原発にとって大地震が恐ろしいのは、強烈な地震動による個別的な損傷もさることながら、平常時の事故と違って、無数の故障の可能性のいくつもが同時多発することだろう。とくに、ある事故とそのバックアップ機能の事故の同時多発、たとえば外部電源が止まり、ディーゼル発電機が動かず、バッテリーも機能しないと言うような事態が起こりかねない。・・・一番の問題は、配管・弁・ポンプ類や原子炉そのもの、制御棒とＥＣＣＳ（注・緊急炉心冷却装置、軽水炉では水の注入が考えられているが、もんじゅには存在しない）などだろう。・・・原子炉が自動停止するというが、制御棒を下から押し込むＢＷＲ（沸騰水型軽水炉）では大地震時に挿入出来ないかも知れず・・・」と地震研究者も具体的な事故経過を述べてシビアアクシデント発生の危険性について警鐘を鳴らしている（甲イ三九八、Ｐ１０証人四六回二四～二五頁）。
（三）　落雷による機器の故障や停電も無視できない（甲イ第一二五号証）。（四）　電気系統の故障は頻発している。
被告動燃は「停電した場合には制御棒は重力で挿入される」とするが、再循環ポンプが二台同時に停止したのに制御系の電源が途中で故障していたために原子炉の緊急停止が出来なかったという事故が一九八八年に中部電力浜岡発電所で起きている（小証人林四七回三七～三八頁）。一個のリレーの故障によって再循環ポンプと制御棒の両方にまたがる共通要因故障が発生したのである（甲イ一三号証）。さらに、一九八三年には、アメリカのセイラム一号炉（加圧水型軽水炉）で、原子炉保護系から原子炉に自動停止信号が入力されたにもかかわらず、停止に失敗するという事故が発生した（Ｐ１０証人四七回三九頁、甲イ一三九号証）。停止の失敗は冗長性を持たせてある二つの原子炉トリップ・ブレーカーがトリップ・アタッチメントの結合部の固着の為に両方とも自動開動作をしないという共通要因故障であった。制御棒が挿入されていないことに気づいた運転員が手動で制御棒を挿入したために大事に至らなかったが、共通要因故障であり、スクラム失敗のために事故に至る恐れがあるとして原子力規制委員会（ＮＲＣ）が重視した。また、日本でも一九九二年に、大飯原発二号炉で、原子炉を緊急に止める二系統
の遮断器のうち
の一系統で電気信号を出しても働かない故障が発生した（甲イ第一二八号証）。たしかに、もんじゅにおいては制御棒は磁石で上部に保持されており停電になった場合には電気が切れて自動的に落下するとされているが、セイラム原発のように信号が発せられたのに制御棒が落下しない可能性は否定できない。電気系統の故障は随分多いのが現状である。
（五）　制御棒固着の恐れがある
もんじゅでは制御棒を引き上げる力が一定値以上になると警報がでることになっているが、三本の駆動装置で、九二年、九四年、九五年と警報が出ていたことが明らかとなった（甲イ四一六号証）。制御棒の円筒型の駆動装置の内部の隙間にナトリウムが入り込んだ後冷えて固まり、駆動軸の作動に影響を与え、放置すれば制御棒の上げ下げが困難になる恐れがあるので分解調査するに至った。ナトリウムが駆動装置の内部に入り込んで固まることは予想外だったようだが、制御棒は、燃料集合体の隙間にスムーズに入らなくてはならない。従ってナトリウムの固化によって固着する可能性があることは重大な問題である。
２　もんじゅは出力暴走事故が起こりやすい。


もんじゅにおいては、①炉心が反応度が昀も高い状態にないので、一旦未臨界になっても燃料が溶けて寄り集まったりして炉心の配置が変われば再び臨界になる（再臨界）ことが起こりうる、②炉心の出力密度が高く、燃料棒間隔が狭く、冷却材通過が困難になりやすい、③ボイド反応度が正であって、出力が上昇しやすい、④原子炉停止系は制御棒のみであり、軽水炉がボロン水注入のような原理が異なる停止系を持っているのと比較して同じ機構の停止系しかない。従って、出力暴走事故ひいては炉心崩壊事故が軽水炉より起こりやすい。３　高速増殖炉の炉心崩壊事故は、恐るべき被害をもたらす炉心崩壊事故はシビアアクシデントの典型である。発生した場合には、原子炉容器が破壊されることによって原子炉内の核燃料や核分裂生成物（死の灰）や放射化したナトリウムが炉外に放出される。建屋から外部に放出されるプルトニウムを初めとする放射性物質は、第五章で詳述したように、Ｐ５やＰ１４の災害評価によれば、風下地域は壊滅的打撃をうけて人が住めなくなり、多数のガン死者が発生することになる。
被告動燃も被告国も、炉心崩壊事故による放出エネルギーが昀大三八〇ＭＪであることの証明に失敗した。原子炉の被害の甚大性
を考えると、炉心崩壊事故が発生する可能性のあるもんじゅが運転されてはならず、設置を是とした安全審査には明白かつ重大な違法性があることは明らかである。
第七章　被告動燃の技術的能力の欠如
一　はじめに
原子炉等規制法二四条一項三号は、原子炉設置の許可要件として、原子炉設置者に「原子炉を設置するために必要な技術的能力」と「原子炉の運転を適確に遂行するに足りる必要な技術的能力」とが備わっていることを要求している。被告国は、被告動燃に全部門の技術者の確保が十分であると認められること、もんじゅの建設、運転を行うに当たっては、建設に必要な組織、技術者等で組織されるもんじゅ建設所を設置し、また運転開始後はもんじゅ発電所の運転を一適確に遂行する組織体制を設けること、「高速増殖炉もんじゅ発電所施設品質保証計画書」を新たに定めるなどして、運転段階を含む品質保証活動を期すこと、技術者の養成については、高速実験炉「常陽」及び新型転換炉ふげん発電所の運転・保守の実務経験を通じて技術者の養成を行うとともに、原子力関係機関への研修派遣及び新たに設置されることとなっているもんじゅ発電所用のシュミレータでの訓練等を通じて技術者の養成訓練を行うことをいずれも確認したとして、被告動燃にもんじゅを設置するために必要な技術的能力並びに運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があるものと判断している（乙第一三号証の三、原子力安全委員会月報、甲イ第三五一号証）。
被告国は、右のとおり書類上だけの極めて形式的な審査を済ませたのみで、被告動燃に前記技術的能力が備わっているとして本件許可処分をなしているが、本件ナトリウム漏えい火災事故によって、被告動燃にかかる技術的能力がいず翻れも備わっていないことは一目瞭然であり、右許可処分に明白かつ重大な違法がある。二　被告国も認めている被告動燃の体質（安全文化の欠如）被告国は準備書面において、本件ナトリウム漏えい事故により、原子炉の設置・運転に不可欠な「安全性確保を昀優先にする姿勢」が被告動燃に欠けていたと自白している。
原子力安全委員会第二次報告書（乙イ第一四号証、二一頁）も高いセイフティカルチュア（安全文化）を育成し事故の発生防止と影響緩和のために管理体制の確立に努めることが重要と警告している。
被告国は被告動燃がかかる体質を改善しようとしていると主張しているが、「安
全文化」
はあらゆる文化と同様に一朝一夕に備わるものではない。被告動燃のＰ２５理事長も記者会見において次のように発言して、被告動燃の「安全文化の欠如」を指摘している。すなわち、「被告動燃には安全確保を昀優先にする姿勢が不足していた。意識改革については前理事長も先頭に立って取り組んできたが、一朝一夕にはできない。早道もなく、日々の積み重ねを見てもらうほかはない」と発言している（甲イ第四四六号一九九八・七・三〇福井新聞）。
しかし、被告動燃の独善性に根ざした安全性軽視の体質は、被告動燃発足以来培われてきたものであり、その体質は一夜にして改善できるものではなく、現時点においても「安全文化」が欠如した体質は基本的に変わらない。三　被告動燃には原子炉を設置するために必要な技術的能力がない。１　温度計さや管の設計のチェックがなされていない。一九九五年一二月に発生したナトリウム漏洩火災事故は温度計さや管が破損し、その結果、ナトリウムが大量に漏えいしたものである。温度計破損の原因は、配管内を流れるナトリウムの流体力によってさや管の細管部に高サイクル疲労が生じたことにあり、温度計の設計に問題があったことは被告動燃及び被告国が認めているところである。
すなわち、さや管が徐々に細くなる形状のテーパ状ではなく、段付き構造のさや管を設置したために高サイクル疲労による破損を招いたのである。メーカーはさや管の設計について米国機械学会（ＡＳＭＥ）の基準を参考にして流体に起因する振動は発生しないと判断したと弁解している。しかし、ＡＳＭＥの基準はテーパ状の温度計さや管の健全性評価に限定して定められたもので、段付き構造のそれには妥当しないものであった。にもかかわらず、メーカーはこれを誤って段付き構造のさや管を設置し、被告動燃はその初歩的誤りをチェックできなかった（乙イ第一三号証七頁）。
原子力安全委員会は「温度計の設計ミスが見過ごされたと言うことから、もんじゅの他の機器について問題が潜んでいないことを言いきれない」として被告動燃の品質保証活動に重要な疑念を投げかけている（乙イ第一二号証一四頁）。また、原子力安全委員会はもんじゅにおいて、何故常陽（実験炉）と異なった設計の温度計を採用し、またその構造上の欠陥を見過ごしたのかという問題につき、品質保証の観点でも技術の継承の観点でも問題であると指摘している（乙イ第一二号証二二頁）。
更に、フランススーパーフェニックスでは、一九八五年に本件事故と同様、流力振動に起因して、二次系の温度計と管台との溶接部からのナトリウムが漏えいする事故を起こしているが、右事故後においても被告動燃はこれを教訓にして温度計の耐久性の再検討を怠った（乙第一二号証一四頁、原子力安全委員会報告）のであって、技術的能力以前に被告動燃に原子炉設置及び運転をする適格性があるのかという深刻な問題が問われている。


２　配管の設計ミス（配管の変形、プローブのひっかかり）一九九一年六月、もんじゅで総合機能試験の準備として予熱用の電気ヒーターで二次主冷却系配管を加熱していった際に、配管が熱膨張により設計とは全く逆方向に変形することが判明した。その後の検査によって、定格運転時の温度である摂氏三二五度まで上昇させた場合には、配管と中間熱交換器の接続部分に過大な応力がかかり、ＡＢＣの三系統とも接続部が耐えられないことが判明し、大幅な改造を余儀なくされた。
さらに同年七月には同じ総合機能試験において蒸気発生器細管の溶接箇所に定期検査用のプローブがひっかかり、プローブの方を削らざるを得なくなるという事件が発生した。蒸気発生器細管の溶接箇所にたれ込みがあると腐食や振動・応力集中の原因となる可能性があることとなるが、もんじゅの施工にあたっては被告動燃も科学技術庁も誰も検査していない。被告動燃の品質保証活動が不充分であることが露呈されたばかりか、安全審査に過誤があることが明らかになった。さらに、重要なことは、これら重大事実が内部告発によってしか明らかにされなかったことである。被告動燃はこれら重大な瑕疵、故障をひた隠しにし、被告国及び国民に対し、自らの技術的能力の欠陥を覆い隠していたのであって、その責任は重大である（甲イ第七九号乃至第八二号証、Ｐ９証人、第二三回六五丁）。３　ナトリウム燃焼温度、ライナー健全性の検証の誤りナトリウム漏えい火災事故では、被告動燃はナトリウムの燃焼温度の想定を誤り、床ライナの損傷防止対策についても有効な解決策を打ち出すことができず、事故から三年を経た現在においても運転再開のめどが立っていない。このように被告動燃の技術的能力の欠如は明白かつ深刻である。四　被告動燃には原子炉を適確に運転遂行する技術的能力がない。
１　マニュアルの矛盾と運転員の判断ミス
右ナトリ
ウム漏えい火災事故では、異常時運転手順書（事故対応マニュアル）に相互矛盾があり、そのために運転員が判断を誤り、原子炉の緊急停止が事故発生から実に一時三〇分後まで遅れ、換気空調システムは事故発生から三時間二七分後まで作動したまま放置されていた。原子炉の緊急停止の遅れはナトリウム火災を継続させる結果をもたらし、換気空調システムの遅れは、ナトリウム火災の拡大及びナトリウム・エアロゾルの環境への拡散につながるものであり、いずれも看過し得ない重大なミスである。
被告は事故に対応するマニュアルを「概要」「フローチャート」「細目」という三種類の文書で構成していたが、その内容は互いに矛盾しており、そのために運転員が誤った判断を犯す原因となったのであるが、事故対応マニユアルの矛盾を事前にチェックできないことは、被告動燃に原子炉を適確に運転遂行する技術的能力が欠如していることを意味するものである。
原子力安全委員会は、本件事故が「拡大」したのは漏洩規模の「不適切な異常時運転手順書」があり、これらが、「事故時の不適切な対応」を引き起こしたと指摘している。さらに、同委員会はその背景には「教育、訓練の問題」、「運転体制、技術支援の問題」があるとして、被告動燃の技術的能力の欠如認めている（乙イ第一二号証九頁）。
２　再処理工場の爆発事故に見られる技術的能力の欠如一九九七年三月一一日、被告動燃の東海再処理工場の放射性廃棄物アスファルト固化工程で、火災と爆発事故が発生した。この工程は低レベル放射性廃棄物をアスファルトと混ぜてドラム缶に充填していく工程である、当日午前一〇時六分頃、アスファルト充填室の中で火災が発生していることが確認された。当初の被告動燃の発表によれば、午前一〇時二二分頃消火を確認したとされていた。しかしその後、当日二〇時四分頃アスファルト充填室またはエクストルーダ室で爆発が発生した（甲イ第三〇九号、第三一〇号証）。この爆発の結果、施設の内部はめちゃくちゃに破壊され、入口シャッターがニカ所で破れ、ほとんどの窓ガラスが割れてしまった。四月八日に施設内部を視察した通産省工業技術院物質工学工業技術研究所のＰ２０氏の爆発規模の想定では、ＴＮＴ火薬に換算して数十キログラム程度と推定される大規模なものであった。このような破壊によって、施設は放射能の閉じこめ機能を失い、管理区域と外界が直接つながるという前代未聞の状況を生みだした。同年、五月七日に公表された科学技術庁の中間報告によれば、運転条件を変更し、エクストルーダーに供給する廃液の速度を二割遅くしたため、アスファルトの温度が異常に上昇し化学反応が進んだとされている。このような運転条件の変更は現場サイドだけで決められ、被告動燃の技術者の検討すら経ていなかったとされ、被告動燃に安全確保を昀優先にする姿勢が認められず、原子炉を適確に運転遂行する能力が欠如していたことは明白である。
五　露呈した事故情報の秘匿体質
１　被告動燃は政府出資が九六、一％を占める資本金一兆〇、二一七億円の特殊法人であり、極めて公共性の高い研究機関である。しかしながら、被告動燃の研究成果を記述した報告のほとんど大半は、表紙に「開示制限」と表示してマル秘扱いにし、外部の研究者にさえ、秘匿し続けて来た。
２　かかる被告動燃の情報隠しは、本件ナトリウム漏えい火災事故以降に高まってきた情報公開の世論に押されてようやく重い腰を上げて約一万六〇〇〇件に及ぶ秘匿研究資料を公開する作業の中で「開示制限」の文書が公開されて、明らかとなった（甲イ第四〇九号証、第六回検討結果報告書五頁）。しかし、甲イ第三七三号証の貴重な報告書は配布限定とされて、未だに公開されていないように、なお多くの研究資料が秘匿されている人甲イ第三七三号、四四四号証一一、一二頁）。右文書は原告代理人が独自のルートで幸運に手に入れたものに過ぎない。
３　科学技術の進展にとって、研究成果の公表は真理探究のため不可欠である。研究成果の発表によって、外部の研究者からの厳しい批判を受け、研究にとって命取りとなる独善性を回避することが可能となるからである。情報の秘匿によって研究の独善に陥り、その生命を失ったために本件ナトリウム漏えい事故を招き、事態を悪化させた真の原因となったことは他の章で明らかである。
４　被告動燃は本件ナトリウム漏えい事故において、徹底的に事故情報を隠匿しようとした。すなわち、被告動燃は本件事故後一二月九日二時過ぎ、漏えい現場に立入る入域調査を実施し、八分間のビデオ撮影をしたうえ、さらに同日一六時第二回目の入域調査を実施し、二台のビデオカメラで四分間と一一分間の撮影を行っていた。しかし、被告動燃は二回目に撮影したビデオから一分間に編集し直した事故現
場のビデオを公開し、その後追求されて
四分間に編集し直したものを再度公開したが、これ以外に映像はないと断言した。その後さらに追求を重ねられたために、ようやく一二月二〇日になって被告動燃は先に公開したビデオは事故の核心部分を隠す目的で編集したものにすぎず、他にオリジナルテープが存在することを自白せざるを得なくなった（甲イ第二五六号～第二五八号証）。


また右事故において、被告動燃は虚偽報告まで犯し、原子炉等規正法違反により、被告動燃が罰金二〇万円、被告動燃の職員二人が各一〇万円の罰金を科せられる刑事処分まで受けている（甲イ第三四一号証、三四二号証）。すなわち、被告動燃は一二月一八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かかわらず、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虚偽の事実を報告した。このように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ことは明白である。
５　また、一九九七年三月一一日に発生した東海村再処理工場の火災及び爆発事故でも、被告動燃は事故情報を隠匿し、虚偽報告を行ったことで刑事処分を受けている（甲イ第三一七号、三一八号、三二三号証）。
すなわち、被告動燃は当初、火災発生後午前一〇時二二分に消火を確認したと発表し、国に報告していたが、一ケ月後の四月八日、右消火確認が全くなされていなかったことが判明した。この虚偽が発覚したのは、科学技術庁の事故調査委員会のメンバーから発覚したのではなく、通産省工業技術院物質工学工業技術研究所のＰ２０氏が現地調査で作業員から直接事情聴取を行ったことを契機に判明したという経緯があり、科学技術庁の影響力のあるメンバーだけに事故調査を委ねていれば、永久に被告動燃の虚偽が発覚しなかった可能性が強い（甲イ第三一四号証）。しかも火災発生直後、爆発前に撮影された写真やネガは被告動燃職員がシュレッダーにかけ、破棄され、極めて貴重な事故調査の資料が失われている。右虚偽報告は、動燃東海事務所の環境施設部長、同部技術課長、同部処理一課長など管理職六名が部下及び下請の従業員らに働きかけて口裏を合わせたうえで虚偽
の報告がなされるに
至ったことが判明している。さらに、科学技術庁の火災・爆発事故調査委員会の事情聴取にあたり、前記管理職が真実を言わざるを得ないと主張した下請の作業員に嘘をつくように説得しただけでなく、作業員を「交代勤務で連絡が取れない」と嘘を重ねて、業員を事情聴取に欠席させ、事故調査を妨害した（甲イ第三一二号、三一四号証）。
このように、被告動燃の組織をあげての事故隠し体質は明白である。六　核燃料サイクル機構に名称変更されても中味は変わらない。被告動燃は、一九九八年一〇月一日、動燃という名称から核燃料サイクル機構に名称を変更した。被告動燃の準備書面（十六）によれば、右サイクル機構では、「業務を純化し、効率化を図るとの観点から、動燃の中心的業務であった高速増殖炉の開発及びこれに必要な研究は昀も重要な業務として継続される」とのことである。要するに、人員と組織をそのまま維持して業務を縮小したにすぎない今回の名称変更は「事故続きの動燃」「ビデオ隠しの動燃」などという過去の悪名を払拭するために看板だけを付け替えたに過ぎないものである。
また、被告動燃が開発を進めてきた新型転換炉「ふげん」は廃炉が決定され、ウラン原石の採鉱は中途にして断念し、使用済み核燃料物質の再処理工場は重大な爆発事故を惹起するなどいずれも開発に失敗し、成功しているものは皆無である。本件もんじゅの開発においても数々に誤りが露呈されたほか、本件ナトリウム漏洩火災事故で高速増殖炉の開発は完全に暗礁に乗り上げ、事故から三年を経過した現在においても、運転の再開はおろか、解決の糸口すら見出せない状況であり、今回の名称変更は過去の失敗の歴史と技術的能力の欠如を覆い隠す目的もある。このように、被告動燃が新しい法人名に変更するという苦肉の策を取ったとしても、技術的能力の欠如と事故隠しの危険な体質と、さらには「安全性確保を昀優先する姿勢」が欠けてるという中味は全く変わらない。
七　本件許可の明白かつ重大な違法は明らか
前述のとおり、被告動燃には原子炉等規制法二四条一項三号で要求されている「原子炉を設置するために必要な技術的能力」及び「原子炉の運転を適確に遂行するに足りる技術的能力」のいずれもが備わっておらず、かえって技術的能力の欠如を覆い隠すための情報隠し、事故隠し体質が認められる。よって、かかる重大な許可要件を欠いた本件許可処分に明白かつ重大な違法があることは明らかである。
第八章　もんじゅ運転には公益性がない
第一　明確となりつつある脱原発の流れと世界で否定されたプルトニウム利用
一　アメリカ
１　原子力発電所の新規発注なし
一九七九年三月ペンシルベニア州のスリー・マイル・アイルランド原発二号炉が炉心溶融事故を起こし大量の放射能が周辺地域に放出された。この事故以前である一九七八年以来新規の原発発注は一基もなく、毎年多数の計画がキャンセルされ、原子力産業は完全に斜陽化したといわれている。運転中であったカリフォルニア州、ランチョセコ原発は一九八九年六月の住民投票の結果、廃棄に追い込まれた。現在では、原子力産業への投資は冷え切っており、政府のバック・アップがあったとしても息を吹き返すことは困難と考えられている。
２　研究開発まで停止した高速増殖炉開発


高速増殖炉については、一九八三年一〇月に原型炉のＣＲＢＲ炉（クリンチリバー高速増殖炉）の予算が否決され、一六億ドルの政府資金を投じて七割が完成した段階で、開発は中止された。一九八三年一二月にバーンウェル再処理工場の建設が中断されていたのを正式に閉鎖を決定している。現在、軍事プルトニウムを軽水炉で燃焼させる計画は検討されているが、高速増殖炉、再処理の現実的な計画は存在しない。その後もしばらくは長期的な研究開発は続行するとされていた。新型液体金属冷却炉（ＬＭＲ）として「ＳＡＦＲ、ＰＲＩＳＭの概念設計が行なわれ一九八八年七月比較検討の結果ＰＲＩＳＭが選定された。しかし、この」ＬＭＲについての研究開発も現在は予算もつかず、停止された状態にある。またＤＯＥ（米国エネルギー省）は、九〇年一月二九日、唯一運転中であった実験炉ＦＦＴＦを議会の承認を条件に、九〇年四月に停止すると発表し、一九九二年度予算要求においてもＦＦＴＦの永久閉鎖を求めていた。昀近の高速増殖炉に関するアメリカの唯一の動きは一九九七年一二月にこの停止していたＦＦＴＦを核兵器用のトリチウム生産炉として再開することの是非が検討されていると報道されたことである。これも高速炉という技術の流用によって核兵器の材料を生産しようというものであり、高速増殖炉技術はアメリカでは完全に死に絶えたといっていい。（甲イ四一九号証日本弁護士連合会「孤立する日本の原子力政策」一四三頁）
ニ　ドイツ
１　ドイツのエネルギー構成、エネルギー政策
ドイツの電力エネルギーの構成は一九九五年の時点で褐炭二九パーセント、水力五パーセント太陽光、バイオマスなど〇・六パーセント、風力〇・五パーセント、原子力三三パーセント、黒炭二六パーセント、天然ガス五パーセントとなっている。ドイツ国内で運転中の原子力発電所は一九基、合計出力は二二〇六万キロワットであり、必要電力量の約三割、一次エネルギーの約一割をまかなっている。ドイツ政府のエネルギー計画ではエネルギー需要は横ばいを想定し、今後褐炭・石油エネルギーは削減、天然ガスと再生可能エネルギーは拡大していくこととされている。
ドイツでは電気事業は大手電気事業者が八社あり、旧西ドイツ地域の発電電力量の約八割を占めている。その他にも地域電力会社が約九〇〇社存在している。
２　ドイツ原子力法と安全審査手続の概要
ドイツの原子力発電に関する基本的な法律は「核エネルギーの平和利用およびその危険の防護に関する法律（原子力法）」である。この法律に基づく規制の仕組みは日本の原子炉等規制法のそれとよく似ており原発の設置運転には許可を必要とし、その許可の要件は「災害に対し科学技術の水準から必要とされる対策が行なわれていること」とされており、原子炉等規制法の「災害の防止上支障がないこと」とほぼ同様の規制となっていた。ただし、許可は一括してなされるのではなく、段階ごとに第一次部分許可、第二次、第三次と許可が積み重ねられるやり方になっている。
安全審査の特徴は連邦政府から州政府に対して規制の権限が大幅に委譲されていることである。州政府が原子力発電に批判的な政策を取っている場合には原子炉の新規立地は困難となっており、現在新規の原子炉の立地計画は絶無である。許可手続は原子力法手続令で定められており、許可の事前手続として、地域住民の記録の閲覧の権利、異議申し立ての権利、聴聞手続について定めている。ドイツでは「原子力発電所の許可は裁判所の確認を要する」とまでいわれるほど、多くの原発の許可に対する行政訴訟の提起が一般化してきた。そして、原子炉の設置許可に批判的な決定・判決も数多く出されており、これらの決定・判決も一つのきっかけとなって計画自体が撤回された例がすくなくない。
３　再処理工場とプルトニウム利用の放棄
既に西ドイツ政府は一九八九年六月バイエルン州バツカースドルフに計画されて
いた再処理工場プロジェクトの
放棄を決定した。
一九九一年三月カルカーに建設されていた高速増殖炉ＳＮＲ―三〇〇の閉鎖がドイツ政府とジーメンス社などによって決定された。この原子炉は、オランダ・ベルギーとの共同プロジェクトとして進められてきたものであるが、建設が完成した後も、ＳＰＤが政権をとるノルトライン・ウェストファーレン州政府当局が運転の許可を発給しないため、全く運転ができないまま廃炉となったのである。既に七〇億マルク（約六千億円）もの建設費用が投じられながら、廃止されたのである。この原子炉はその後オランダの遊園地業者に買い取られ、現在は遊園地となっている。
４　再生可能エネルギーの買取の義務付け法
一九九〇年一〇月五日ドイツ連邦議会は「再生可能エネルギー発電の電気事業者系統への供給法」を可決した。この法律は、電気事業者にその供給区域内で発電される再生可能エネルギーによる電気（水力、風力、太陽エネルギー、バイオ・ガス、農林業からの生産品、生物上の残余物質や廃棄物などから生産される電気）を買取り、これに一定水準の補償を行うことを定めたものである。この補償の水準は太陽エネルギーと風力については電気の昀終需要家への平均販売単価の九〇パーセントを、五〇〇キロワットまでの水力、バイオ・ガス発電所からの電気についてはおなじく七五パーセント、五〇〇キロワットを超える同発電所からの電気については同じく六五パーセントを昀低料金として規定している。この法律は、再生可能エネルギーの利用を促進ずる目的で立法化されたものであるが、電気事業者は経済的な観点から、この法律の成立に強く反対していた。この法律は、一九九一年一月一日から施行されている。
５　原子力の「推進」を放棄
現在は一九九四年に原子力法が改正され、法から原子力の振興の目的炉削除され、原発の新設にあたってはどんな事故の場合にも放射能の影響炉敷地外に及んではならないとした。この規制をクリアーすることはきわめて困難であり、今後新しい原発の許可を取得することはほぼ困難となったと評価されている。又、これまでは使用済み燃料の再処理が義務づけられてきたが、この規定が削除され、再処理をしないで使用済み燃料を直接処分することが公式に認められるに至った。この法改正により、ドイツの電力事業者はフランス、イギリスとの再処理契約の解約のための検討をはじめた。
一九九八年には再度原子力法が
改正され、連邦政府の安全検査機関により、枠組み許可（第一次部分許可）ができるとされた。この改正は原子力発電所の許可の発給に慎重な州政府から許可権限の一部を連邦政府に移すことにより、新規原発の認可の促進を計ったものである。同時に、放射性廃棄物の昀終処分事業を民営化することも決定された。但し、前者の改正は後述のように、社民党と緑の党の連立政権の発足により撤回された。
６　ミュルハイムケリヒ原発裁判の第一ラウンド


このような中でも原子炉の建設が終わり、運転をはじめていたにもかかわらず裁判所の判決で運転が停止された例がこれから説明しようとするミュルハイムケリヒ原発問題である。
ミュルハイムケリヒ原発はドイツのラインラント・プファルツ州に電力会社ＲＷＥ社によって設置された加圧水型の原子炉である。この原発はアメリカのバブコック・アンド・ウィルコックス社製の出力二二〇万キロワットの原子炉である。一九七二年に許可申請がなされ、一九七五年一月に第一次部分許可が出された。一九七七年二月コブレンツの州行政裁判所は周辺の市を含む原告らの訴えを認めて建設の停止を命じた。しかし、同年の五月コブレンツの上級行政裁判所はこの決定を覆した。その後この原発は約七〇億マルクをかけて完成され、一九八六年九月には試運転が、一九八七年一〇月に商業運転が開始された。ところが、商業運転開始後間もない一九八八年九月九日同原発について連邦行政昀高裁判所は第一次部分許可を取り消す判決を下した。この裁判はコブレンツ市の郊外に住む年金生活者ヴァルター・タールさんが訴えていたもので、一三年間の裁判闘争で地裁、高裁と敗北を続け、他の訴訟グループか次々に脱落していく中で一人で続けていた訴訟で勝訴したのである。
裁判の争点は炉心予定地に断層があり、炉心を七〇メートル移動したにもかかわらずこの点についての安全審査を受けなかったというもので、この連邦行政裁判所は全面的に原告の主張を認めた。
この判決により、ＲＷＥ社はこの原発を停止させなければならなかった。
７　新しい第一次部分許可を巡る裁判の経過
その後同州は一九九〇年七月、ＲＷＥ社に対して新しい第一次部分許可が出された。しかし、州行政裁判所はこの新しい第一次部分許可を無効とし、さらに同社の控訴の権利も否定する判決を下した。
一九九二年三月連邦行政昀高裁判所は同社のこの判決に対するアピールを受けて控訴の権利を認める判決を下した。その後同社は不許可となったことによる損害賠償を州政府に要求するなどこの原発を巡る問題は法的紛争として継続されてきた。
一九九五年一一月コブレンツの州上級行政裁判所は再びこの新しい第一次部分許毎を無効という判断を下した。
そして、一九九八年一月一四日ベルリンの連邦行政昀高裁判所は一九九五年の判決を支持し「規制当局は原子炉によってもたらされる地震のリスクを十分に評価していない」との理由で、この新しい第二次部分許可を無効とする判決を下した。判決は許可申請における地震による被害の検討が一七五六年に付近で発生した歴史的な地震に基づく影響しか考慮されておらず、さらに広範で厳格な地震学的地質調査がなされておらず、不十分で、規制当局自らの定立した基準を満たしていないとしている。
この判決によって新しい第一次部分許可の無効性は確定しＲＷＥ社には三たび新しい第一次部分許可をとる方法によるしか、この原発を再度稼働させる道はなくなった。しかし、前述したように、一九九四年に改訂された新しい原子力法は、今後の新しい原発の許可にあたっては、事故時にも敷地外に一切の放射能の影響を与えてはならないとしており、安全審査においてこのような厳しい基準をクリアーすることは絶望的であり、この原発の閉鎖は確定的とみられている。残された問題はこの原発の建設に要した費用のうち州規制当局が負担すべき部分があるか、あるとすればその割合をどのように決定するかという補償問題となっている。８　ドイツの裁判所の真剣で厳密な原子力安全に対する姿勢このようなドイツの司法制度のもとにおける裁判の経過は日本の原子力裁判に何を提起しているのだろうか。ドイツは地質学的にもプレート内部に位置し、ほとんど地震被害のない国であり、地震による人身被害はきわめてまれである。プレート境界に位置しきわめて深刻な地震被害を繰り返してきたわが国とは比べ物にならないくらい地震には安全な国である。このような国で、一度ならず、二度に渡ってやり直しされた州政府規制当局による原発の安全審査に基づく許可が、連邦の行政昀高裁判所によっていずれも無効とされ、その無効性が確定したのである。そして、その理由が地震による危険性についての十分な検討がなされていないという理由によるものであるということは世界有数の地震国であり、昀近においても地下鉄や新幹線、高速道路、高層ビルなど耐震設計がなされているはずの施設が破壊されるという阪神大地震を経験したわが国にとって衝撃的なことである。
七〇億マルクもの巨額の費用を投じて建設された原発をたった一人の原告の訴えをもとに無効とすることはドイツの裁判官にとっても大変な勇気を必要とすることは明らかである。裁判官の独立が完全に保障された国でなければこのような判決が下されることは困難である。
日本の行政制度や行政事件訴訟制度はドイツを手本にした部分が多い。原子力法制も同様である。日本にドイツと同様に独立した裁判官が存在すれば、周辺地域に現実に地震の被害が深刻に発生しており、敷地内や、敷地周辺、海域の直近に明らかな断層（しかもその多くは活断層）が発見され、国内でも有数の地震危険地帯である敦賀に立地されている本件原子炉の許可を無効とすることに何もためらう必要はない。
権力分立の制度のもとで行政の国民の生命・安全にとって危険な判断に歯止めを掛けることは裁判官にとって、もっとも基本的な職務である。原子力安全委員会を含めた原子力規制当局が通産省・科学技術庁と言う原子力推進の行政機関の中に取り込まれ、推進当局から独立した、厳格な判断が期待できない状況のもとでは、司法当局、裁判官の勇気だけが日本国民を大規模地震による壊滅的な原子力災害から守ることができるのである。海を越えたドイツ連邦行政昀高裁判所が示すことのできた良識を日本の福井地方裁判所の伽裁判官にも心から期待したい。（以上ドイツの状況については甲イ四一九号証日本弁護士連合会「孤立する日本の原子力政策」、甲イ四三九号証　日本弁護士連合会「孤立する日本のエネルギー政策」、甲イ四三五号証　「原子力年鑑九八／九九年」、甲イ四三六、四三七、四三九、甲イ四四〇号証「核燃料サイクルの黄昏」一〇五ないし一一七ページ）
９　脱原子力政策の全面的な展開へ
一九九八年九月ドイツの連邦総選挙で社会民主党と緑の党の連立政権が誕生した。この連立政権の連立合意においては、次のようなエネルギー政策が合意された。
その内容は、
「第一段階として政権発足後一〇〇日以内に、原子力法を改正し、（１）　（原子力）推進の目的を削除する。
（２）　事業者に対して一年以内に、安全性の総点検を義務づける。（３）　危険性の疑いに関する立証責任を明確化する。
（４）　廃棄物処分は
直接昀終処分に制限し、再処理を禁止する。
（５）　ＥＵ規則の導入に関するものは例外として九八年の原子力法改正（州政府の持つ許認可権の一部を連邦政府に移管する）を廃止する。（６）　（原子力災害の）賠償準備金を増額する。


第二段階として
連立政権は新しいエネルギー政策や原子力終結の方法、廃棄物問題に関するコンセンサス形成のために、エネルギー供給企業が対話の席につくように促す。これには、政権発足後一年以内の期限を設ける。
第三段階として
連立政権は損害賠償を伴わない原子力利用からの離脱を規定した法案を提出する。企業の脱原発への同意については時間的な制限を設ける。
（廃棄物処分については省略）」
ドイツの今後の現実の推移がどのようなものとなるかは、確定的なことは言えないが、脱原発の方向性ははっきりと決まったと言える。そして、再処理が禁止される方向がはっきりしたことにより、プルトニウム利用は完全に否定されたと言える。（甲イ四三六、四三七、四四〇号証）
三　フランス
１　原子力大国フランスの新たな動き
フランスは電力供給の七割以上を原子力に依存する世界一の原子力大国である。しかし、この原子力大国においても新たな動きが認められる。現在のフランス政府は社会党と緑の党の連立政権であり、原子力安全に関する管轄権も持つ環境大臣のポストには緑の党のボワネ党首が就いている。エネルギー政策においても、原子力偏重から再生可能エネルギー、天然ガスを重視する政策が打ち出されてきている。このようなエネルギー・原子力政策の変化の一つの端的な表れが高速増殖炉実証炉スーパーフェニックスの廃炉であり、もう一つが再処理政策についての見直しの動きである。
２　スーパーフェニックスの閉鎖へ
一九八六年に臨界に達したフランスの高速増殖炉実証炉スーパーフェニックスは一九八七年三月ナトリウムの漏洩事故によって運転が停止された。一九八九年一月運転再開許可が出されたが、一九八九年九月同炉の運転主体ＮＥＲＳＡはプルトニウム生産にメリットがないという経済的な理由からスーパーフェニックスでのプルトニウムの増殖をおこなわないことを決定した。
その後一九九〇年七月には、ナトリウムヘの空気の大量流入によるナトリウムの酸化事故が発生して、再度運転を停止した。このような状況のもとで一九九〇年八月にはフランスのマスコミが一斉に「スーパーフェニックスは永久停止へ」との報道を始めた。産業エネルギー大臣のドミニク・シュトラウス・カーンは、一九九一年六月フランスは高速増殖炉開発を放棄しつつあると議会で発言し、その後「決定はまだ下されていない。」として撤回されている。さらに、フランス昀高行政裁判所は一九九一年五月前記の運転再開許可は運転条件を指定しておらず無効であるとの判断を示している。
一九九六年には同炉は一時運転を再開したものの、同年末には運転を停止し、これが同炉の昀後の運転となった。結局運転開始以来、同炉が運転したのはわずか一〇カ月、設備利用率は六パーセントであった。
一九九七年六月にはジョスパン首相は「巨額な投資額に比べて、その成果は極めて疑わしい」として、閉鎖の方針を表明した（甲イ三九一、三九二、三九三、三九四、三九五号証）。一九九八年二月には同炉の閉鎖は関係閣僚会議で、正式に了承された。ＥＤＦ（フランス電力庁）によれば、同炉の廃炉に伴う費用は一六五億フランに達する見込みである（甲イ四三五号証「九八・九九年版原子力年鑑」甲イ四四〇号証「核燃料サイクルの黄昏」一一八ないし一三三ページ）。
３　重大事故相次ぐフェニックス原型炉
一九七三年に運転を開始したフェニックス原型炉では一九八九年八月に反応度の異常低下事故を引き起こした。フェニックス炉では気泡が炉心を通過した場合は反応度の異常増加が起こるが、ブランケット部分を通過すると逆に反応度が異常に低下する性質を持っている。このような性質はもんじゅも共通である。一九八九年一二月から運転を再開して一九九〇年九月九日再度大規模な反応度の異常を起こした。一九九〇年の反応度低下は、一九八九年のそれと、発生周期はほぼ同じであるが、振幅ははるかに大きく、このような反応度の変動を発生させるためには、一九八九年に想定された五〇リッター規模ではなく、数百リッターのアルゴン気泡としないと説明がつかないといわれていた。昀近では、この出力異常は炉心の運動によるものとの説明もなされているが、原因の詳細は解明されていない（甲イ一九一号証一一〇ないし一一三頁）。
同炉は高速増殖炉としてではなく、目的を超ウラン元素の消滅処理研究の目的に変えて、いったん運転を再開したものの、一九九五年から三年間に渡って運転を停止した。このように運転の停止が永く続いた理由は規制当局であるＤＳＩＮが事故
時の炉心支持の性能とプ
ラントの耐震構造に懸念を示していたためである。フェニックス炉ではシビアアクシデントの際に支持構造物が原子炉容器の底に落下し、容器を貫通する可能性があることが懸念されたのである。また、耐震構造についても、昀近の新しい研究に基づいて設定された新しい耐震設計基準を満たすことが求められた。結局、一九九八年一月にはＤＳＩＮは運転の許可を行なった。しかし、その際には第五〇サイクル運転の停止後に炉心構造部の溶接部の検査、土木構造物の耐震性の改善を行うことが求められていた（甲イ四三五号証「九八・九九年原子力年鑑」一五九頁）。フェニックスでも耐震設計の問題が重大な問題となってきていたのである。ところが、一九九八年五月に同炉の運転を開始し、同年一一月に五〇サイクル運転における水・蒸気系の給水系タンクの点検のための原子炉停止中に約六トンの二次系ナトリウムが中間熱交換器から炉容器内に流出していることが判明した。原因の詳細は発表されていない（甲イ四三四号証被告動燃作成のレポート）。このように、フェニックス炉においても重大トラブルが続発しており、又その安全性について規制当局から深刻な問題が提起されている状態にある。
４　全量再処理の見直しの動き
又、フランスでも、すべての使用済み燃料を再処理するという方針が見直されている。議会の科学技術評価局が一九九八年に公表したレポートでは、すべての使用済み燃料を再処理しないで直接処分する選択肢を含めて、さまざまなシナリオに基づいてその利害得失が分析されている（甲イ四四五号証原子力資料情報室通信）。
四　イギリス
１　民営化できなかった原子力発電
イギリスではサッチャー政権の民営化政策の一環として電気事業の民営化を計画し、一九八九年七月には法案が国会で成立し、一九九〇年四月電気事業は民営化された。ところが、この民営化法案の審議の過程で原子力発電の経済性とりわけ廃棄物処理に要する費用が莫大なものになることが明らかにされ、株式の売却が困難と考えられたため、原子力発電部門は民営化から外され、国営のまま残されることとなった。このような原子力発電の経済性にたいする疑問から、計画中であった加圧水型原子炉四基の開発は凍結され、急速に脱原子力政策への転換が行われた。現在、イギリスでは新規原発の立地計画はなく、既存の原発の多くが老朽化してきて
いるため、電力供給における原子力の比
重は急速に減少する予定である。
２　運転停止した原型炉


イギリスでは、高速増殖炉原型炉ＰＦＲが一九七六年から運転中であったが、一九八七年に蒸気発生器における細管の大量破断事故を起こし、一九九四年には運転を停止した。一九八八年七月イギリス政府は、今後高速増殖炉の商業化は、三〇ないし四〇年は必要ないとの認識のもとに、その予算措置を大幅に削減している。一九九〇年七月二五日、イギリスの下院エネルギー特別委員会が高速増殖炉の開発政策について報告書を発表した。
（１）　二〇二〇年ごろに至っても商業炉―発注の必要が生ずる見通しは暗い。（２）　一九八八年の決定は妥当である。
（３）　ＥＦＲについても一九九三、一九九七年に再検討を行ないその時点で、必然性が認められなければ、一九九七年に撤退をはかるべきであるとしていた。もともとの実証炉の計画ＣＤＦＲは計画として撤回された。イギリスでは、日本からの再処理委託を主たる業務とするセラフィールド再処理工場のソープが稼働中であるが、国内でのプルトニウムリサイクル計画は放棄されている。イギリスの高速増殖炉の閉鎖はサッチャー首相の鶴の一声で決まったと言われている（甲イ四一九号証日本弁護士連合会「孤立する日本の原子力政策」甲イ四四〇号証「核燃料サイクルの黄昏」九二ないし一〇四ページ）。
五　ヨーロッパ高速炉計画について
１　ヨーロッパ高速炉計画とは
スーパー・フェニックス炉に続く次期ヨーロッパ高速炉計画ＥＦＲについては、フランス、イギリス、旧西ドイツ、イタリア、ベルギーの五か国で協議が行なわれていたが、イタリア、ベルギーは共同開発から離脱し、フランス・イギリス・旧西ドイツの三国が、一九八九年二月、次期ヨーロッパ高速炉計画について協定を締結した。
２　立ち消えとなったヨーロッパ高速炉の開発
その後イギリス、旧西ドイツの工国については、高速炉開発の路線自体が国内的にも否定され、その実現性は、不透明なものとなってきており、イギリスの下院エネルギー特別委員会は、一九九〇年七月「高速炉が二〇二〇年―二〇三〇年までに利用可能になりそうだという新しい証拠がないかぎり、」遅くとも一九九七年までにＥＦＲ計画から手をひくよう勧告していた。一九九二年一一月にはイギリス政府は議会において、ヨーロッパ高速炉に対する出資を一九九三年三月三一日で打ち切るとの声明を発表した。フランスは一九八九
年一〇月に公表された、原子力政策において、頼りにならないイギリス、旧西ドイツにかわって、アメリカ、日本との協力を強めるべきであるとしていた。しかし、そのフランスでスーパー・フェニックスが閉鎖されることが確定したことにより、ヨーロッパ高速炉計画が実現される可能性はほぼ完全になくなったと見られている。昀新版の日本原子力産業会議編集の九八・九九年版原子力年鑑にはＥＦＲについては全く記載がない（甲イ四三五、甲イ四四〇　一二一、一二ニページ）。
六　結論
以上のとおり、高速増殖炉の開発については、日本に先行して開発をすすめてきたアメリカ、ドイツ、フランス、イギリスの各国では、紆余曲折はあったものの、すべての国で停止され、現在の閉鎖されていないのはフランスのフェニックス炉だけである。しかも、このフェニックス炉も事故で停止中なのである。現在、高速増殖炉の開発をすすめている国は、ロシアとインド、中国などに限られている。これらの国々の特徴は核保有国であり、昀近まで核実験を行っていた国々であると言うことである。ロシアの高速増殖炉は高速中性子を使っている点を除けば、西欧の高速増殖炉とは全く違う形式の原子炉であり、またトラブル続きである。インドは小型の実験段階、中国は計画段階にすぎない。高速増殖炉の開発は既に世界的に否定されており、その主要な理由は安全性の欠如と経済性の欠如である。
第二　もんじゅ運転差し止めの要件について
一　不必要な施設、公益性のなくなった施設については差し止めの許容の基準は低くなる。
原子炉の運転差し止めの判断の基準である事故発生の蓋然性、被害発生の蓋然性は相対的な概念であり、その差し止めにより失われる公益との相関で判断すべきである。すなわち、公益性の高い事業については、差し止めの要件は高い水準のものが要求されるが、公益性がないか、あったとしても公益性が低下している施設については相対的に事故発生の蓋然性と被害発生の蓋然性の証明が低いものであっても、運転差し止めの判断をなすべきである。
けだし、原子炉の民事差し止め訴訟において、請求を認容するため、事故発生の蓋然性と被害発生の蓋然性を要求する趣旨は、公益性の高い原子炉の設置・運転が社会通念上無視し得るような事故発生の蓋然性と被害発生の蓋然性によって差し止められれば、原子炉の設置・運転による社会的利益が失われると考えられているためである。
しかし、高速増殖炉技術は既に世界的に否定された技術であり、本件もんじゅは不要な施設である。一九九七年五月に開催された第五回原子力工学国際会議では、高速増殖炉関連の研究の大部分は日本のものであり、欧米からは一編だけであったと報告されている。ヨーロッパとアメリカについては高速増殖炉の開発・研究は今や完全に停止したのである（甲イ三九七号証）。
このような、世界の流れは日本にもいやおうなく及んできている。一九九七年五月二六日政府与党の財政構造改革会議は（議長橋本龍太郎）その企画委員会報告でもんじゅについて撤退・大幅な縮減を含めた全面的な見直しが盛り込まれた。その後、原子力産業界による猛烈な巻き返しにより、結果的には六月三日に発表された昀終報告書「財政構造改革の推進方策」では、もんじゅの見直しという表現に訂正され、「撤退・大幅な縮減を含めた」という文言は削除された（甲イ四三五号証一九九八年一九九九年原子力年鑑一五四頁）。いずれにしても、政府与党内にももんじゅの開発続行に対する深刻な疑問が提起されていることは明らかである。また、総務庁行政監察局は、財務内容等を中心とした特殊法人に関する調査をおこなってきたが、平成一一年五月、被告動燃に関する「調査結果報告書」を公表した。


それによれば、被告国から被告動燃に支出された出資金の累計は約二兆四〇〇〇億円に及んでおり、「高速増殖炉開発」には平成八年度までに約一兆五〇〇億円が投入されている。建設コストは出力単位当たりの単純比較で、軽水炉の約六倍であり、運転経費は平成六年度で二〇六億円となっている。高速増殖炉とそれに関連する核燃料サイクル技術の研究開発には、平成八年度までに投入された出資金の六割強に当たる約一兆六〇〇〇億円の資金が投入されているのである。報告書は、「イギリス、アメリカ、ドイツにおいては、原型炉を閉鎖ないし建設を中止し、フランス、ロシアにおいては、原型炉による研究開発は継続しているものの実証炉を放棄ないしは建設を中断しているなど、研究開発は停滞状況にある」と明言し、「事業の継続には今後ともかなりの経費の投入が必要であり、長期の懐妊期間を要し、克服すべき技術的課題も多い」と否定的側面も率直に指摘する。報告書は、費用対効果を情報公開した上で、研究の妥当性の議論や事業の幅広い見直しの必要性を掲げている。
我が国は転
換期にある。社会的経済的政治的なあらゆる面で、過去に一旦決めた公共事業を見直すべき時期にある。行政監察局が、財務的な観点から、被告動燃の高速増殖炉開発に疑問を呈した意義はきわめて大きい。もんじゅには経済性も必要性もないことが明らかになったからである。
このように、不必要な施設、公益性のなくなった施設については差し止めの許容の基準は低くなることは当然である。
二　研究開発段階の原子炉の危険性は厳格に判断しなければならないことは原子力安全委員会の見解である。
１　研究開発段階の原子炉としてのもんじゅ
もんじゅは研究開発段階の原子炉である。軽水炉の場合は、一定の設計標準が既に確立しており、その安全性についてもかなり長時間の運転経験がある。高速増殖炉の場合は、各国の原子炉の基数自体が限定されており、設計も標準化されていない。そして、原子炉の数は少ないにもかかわらず、事故続きで十分な運転の経験もない。
このような研究開発段階の原子炉の特性、そして、高速増殖炉技術が本質的に持っている大きな潜在的な危険性に照らして、もんじゅ原子炉の安全性の判断は厳格に行う必要があり、被告国には高い水準での安全性が確立していることの立証責任がある。
２　研究開発段階の原子力施設の安全確保対策についての原子力安全委員会決定原子力安全委員会は本件安全審査の当時はこのような問題意識に乏しかったが、本件ナトリウム漏洩火災事故の経験を踏まえて、「研究開発段階の原子力施設の安全確保対策について」（平成一〇年四月一六日決定甲イ四三一）を策定した。この文書は本件の許可処分の適否を判断する際に極めて重大な意義を有する文書である。以下に煩をいとわず、主要部分を引用しつつ、説明を加えたい。「この意見聴取では、研究開発段階の原子力施設の安全確保対策においては、①適用技術やシステムの新規性が高いので、経験則に頼れない部分があり、想定外のトラブルや未経験の事故が起こる可能性がある、②そのようなトラブルや事故の経験を施設の設計や運転に適切にフィールドバックしていくことが重要である、③施設の安全性に関係する新たな技術的知見が、原子力の分野に限らず、原子力以外の分野からも得られる可能性がある、④施設の設置を計画してから設置のための安全審査を行うまで、相当期間の研究開発が必要であり、その際に安全性に十分配慮し
た研究開発を行い、その成果
を適切に設計に反映させることが重要である、⑤計画から運転までの期間が長く、関係する研究者・技術者の数が多いことから、組織内での技術の蓄積と継承が重要であるなど指摘された。」
このような指摘は、言い換えれば
（１）　もんじゅで想定外・未経験の事故が発生する可能性があること、（２）　トラブルと事故の経験が適切にフィードバックされていないこと、（３）　新たに得られた技術的な知見が適切に設計に反映されていないこと、（４）　組織内の技術の蓄積と継承が十分になされていないことを示しているのである。
３　被告動燃など設置者と科学技術庁に求められる対応このような認識にたって原子力安全委員会は被告動燃等の設置者と科学技術庁などに対して以下の対応を求めている。
「（１）設置者は、自らが第一次的な安全確保の責任（設置者責任）を有することを再認識し、研究開発、設計、製作、建設及び運転の各段階における安全確保に昀大限の注意を払う。特に、研究開発の初期段階から安全確保に十分配慮した研究を行い、広く外部の専門家の評価を求めた上で、その成果を適切に施設の設計ないし運転に反映する。
また、技術の蓄積と継承を確実に行う。この観点から、運転の初期段階においては・研究開発や設計に携わった研究者・技術者との情報交換を密に行うなどの措置をとる。
一方、研究開発段階の原子力施設では、事故・トラブルを含めた運転経験が研究開発のための貴重な知見となり得るため、それを施設の安全確保対策に積極的に反映させる。事故・トラブルの発生防止に万全を期すことは当然のこととして、事故・トラブルの発生に迅速かつ適切に対処できる組織体制・運転管理体制を構築する。また、事故・トラブルが発生した場合には、その内容を迅速かつ適切に公開し、外部の研究機関、専門家等との情報の共有化を図り、再発防止及び技術の進歩に役立てる。
設置許可後において新たな技術的知見が得られた場合には、先ず、設置者自らがそれを施設の設計ないし運転に反映すべきかどうかの検討を速やかに行い、その結果を科学技術庁に報告するとともに、必要に応じ、適切な対策をとる。また、当委員会が新しい安全審査指針類を策定した場合（既存の安全審査指針類を改定した場合を含む。）には、当委員会が示す考え方に基づいて、施設の設計の妥当性を新しい安全審査指針類に照らしつつ速やかに検討し、その結果を科学技術庁に報告するとともに、必要に応じ、適切な対策をとる。（２）　科学技術庁は、所管する研究開発段階の原子力施設の設置許可後に得られた新たな技術的知見や新たな安全審査指針類（改定された安全審査指針類を含む。）に基づいて、先ず、所管の施設の設計ないし運転に反映すべき点があるかどうかを速やかに検討する。次に、その検討結果に基づいて、必要に応じ、その施設の設計及び工事の方法の認可で対象とする機器の範囲、保安規定の具体的な内容等の科学技術庁が行う安全規則の内容を見直すとともに、関係規定類への反映についても検討する。
科学技術庁は上記の結果を当委員会に報告する。」
４　迫られる原子力安全委員会自らの反省


さらに、委員会は自らの反省も踏まえて次のように述べる。「当委員会は、研究開発段階の原子力施設に関する安全審査指針類について不断の見直しを行い、新たな技術的知見を迅速かつ適切にそれらの安全審査指針類に反映させるなどにより、今後の安全確保に万全を期することとする。また、安全審査において確認した安全確保のための要件が設置許可後の安全規則において確実に実現されていることを確認する観点から、随時、設置許可後の安全規制の状況について科学技術庁から報告を求めることとする。更に、国内外の技術的知見の収集・蓄積に努め、技術的知見のデータベース化等の措置を講じるとともに、原子力以外の分野の専門家との交流を強化していくこととする。」
そして、とりわけ、もんじゅについて次のように述べている。「もんじゅについては、科学技術庁の総点検チームが安全性の総点検を行ってきたが、三月三〇日に報告書がまとめられ、四月二日に当委員会にも報告された。また、当委員会のワーキンググループにおいて、床ライナの腐食抑制対策等の改善方針の妥当性が検討されたところである。
これらの結果及び本決定を受け、動力炉・核燃料開発事業団が具体的にもんじゅの改善措置を講ずるに当たっては、当委員会は、その改善措置について厳重な安全審査を行い、安全確保に万全を期することとする。
更に、もんじゅ事故に関し、当委員会が累次の委員会決定等で指摘した事項に対し動力炉・核燃料事業団及び科学技術庁が適切に対応しているかどうかを確認するため、ワーキンググループの検討が終了した後においても当分の間、専門家からな
る組織を当委員会の下に設置し、もんじゅの安全性の
確認に継続的に取り組んでいくこととする。」
三　原子力安全委員会決定は被告動燃の技術能力の欠如と安全審査の限界と問題点
を自白している
この原子力安全委員会決定はもんじゅナトリウム漏洩火災事故と再処理工場の火災爆発事故をきっかけとして出されたものである。この決定では一般論として書かれている諸点が、実はもんじゅ事故と再処理工場事故の教訓として挙げられているものであることは、当時原子力安全委員であったＰ１２証人もこれを認めたところである。もんじゅには想定もできなかったような未経験の事故が起こる可能性が秘められていること、被告動燃には得られた科学的知見を研究者の間で共有するという意識が全くないこと、従って、海外で得られた知見や自らの実験によって得られた知見も秘密裏に隠され、科学者相互の批判と検討の対象とされない、被告動燃内部ですら情報が共有化されないなどの弊害を生み出しているのである。Ｐ１２証人は動燃の行なう試験結果に原子力研究所など他の原子力研究機関の研究者ですらアクセスできない例があり、強い不満の声が聞かれたことを認めている（Ｐ１２証人二七回一三九ないし一四五頁）。
Ｐ１０証人が本件における証言でしばしば指摘したことを原子力安全委員長が自ら認めたのである。
四　Ｐ１２原子力安全委員長の証言の持つ意味
もんじゅ訴訟の課題は将来の予測ではなく、現実に発生した事態の直視である。Ｐ１２委員長は現在の科学的知見のもとでは、もんじゅの既存の設計の許可はおりないと明言した（前記証言一三三頁）。すなわち、同証人は「十分な説明がなければいつまでたっても許可がおりない」と明言している。そして、設置変更の許可の申請があれば、文字通りゼロからすべての機器の安全性を審査すると述べた（前記証言一五九頁）。すなわち、許可は白紙に戻すべきではないかという問いにそこまでやるつもりはないとしながら、「中身においては、正に同様なことをやるつもりでございます。」と答えているのである。このような一連の証言は本件訴訟に決定的な意味を持つものである。原子力安全委員長は、本件許可処分が法的に無効であるということは認めなかったかもしれない。しかし、それは、委員長が法律家ではなく、科学技術者であり、許可処分の有効性は許可当時の科学的知見に基づいて判断されるものと誤解していたふしがある。
民事訴訟の形式をとる原子力裁判で
被害発生の蓋然性について積極的な判断が示されて来なかった理由は、それが「将来起こるかもしれない事故の予測」という不確定なものについて判断しなければならなかったためであろう。しかし、本件もんじゅ訴訟においてはそのような悩みはない。もんじゅで発生したナトリウム火災事故、その後の床ライナーに穴の開いたナトリウム漏洩実験の結果、現実に実機で伝熱管の大量高温ラプチャを起こしたＰＦＲ事故と隠されていた動燃蒸気発生器伝熱管大量破断の結果を招いたＳＷＡＴ実験、複数の断層が次々に活動し、新幹線や高速道路までが破壊されるに至った地震災害を引き起こした阪神淡路大地震など、既に発生している事態を基に判断することが可能なのである。
原子力安全委員長はこのような客観的な事案を前にして、もんじゅ設置許可が事実上有名無実のものとなっていること、現在の科学的知見に照らして全面的な見直しが必要であることを認めたのである。このことは、女川原発訴訟判決など既存の原発差し止め民事訴訟における判断の枠組みを前提として考えれば、もんじゅの場合は優に差し止めを認めるべきである。
すなわち、もんじゅについては設計の欠陥と動燃の技術能力の欠如によって災害発生の危険性が社会通念上無視できる程度に小さいものとは到底言えないし、放射性物質に起因する放射線による障害の発生の可能性が社会通念上無視しうる程度に小さいとも到底言えない。むしろ、どんなに控えめに考えても、もんじゅの設計と被告動燃の技術能力には社会通念から見て極めて大きな疑問が持たれている。このことは現実に発生した内外の事故と、これまでに実施された実験によって裏付けられ、ほとんどの国民にとっても社会的な常識・社会通念となっている。そして、このような事故により、猛毒物質プルトニウムを含む放射性物質が環境中に放出される現実的な可能性がある。そして、障害発生についての客観的で科学的な危倶があるといえる。
本件もんじゅ原子炉の運転は原告らの人格権・環境権に基づいて差し止めなければならない。
第三　結論


原告は昀終準備書面の中で、もんじゅについて想定される事故の再現実験や、事故の解析が十分に行われていないと繰り返し述べてきた。しかし、実は前述したような世界的な高速増殖炉の開発停止の動かし難い事実を見れば、このような実験や解析の作業を継続すること自体の経済的、政策的合理性も問われていると言わなければならない。この原子炉を安全に運転しようとすれば（それがもし可能としても）ナトリウム漏洩についても、炉心崩壊事故（ＨＣＤＡ）についても、蒸気発生器についても、地震、耐震設計についても膨大な費用を掛けて再度基礎的な研究からやり直さなくてはならないことが明らかとなった。去る二月二二日に札幌地方裁判所で言い渡された泊原発差し止訴訟事件における判決は、原告の請求を棄却したものの、その結論部分で、「原子力発電は絶対に安全かと問われたとき、これを肯定するだけの能力を持たない。」「原子力発電所がどれだけ安全確保対策を充実させたとしても、事故の可能性を完全に払拭することはできないのであり、抽象的な危険は常に存在しているからである。」「国民の間でも原子力発電の安全性に対する不安が払拭されているとはいえない。」（高レベル放射性廃棄物の）「中間貯蔵施設や昀終処分場が準備できるのかなど、問題は未解決なままである。」「二一世紀へ、そして人類の未来へ目を向けたとき、原子力発電がどのような意義を持つのかが、真剣に議論されるべき時期に差し掛かっている。」「多少の不便を我慢して電力消費を削減し、放射性廃棄物を生み出す原子力発電は中止しようという選択肢もあってよい。自分の子供に何を残すのか。多方面から、英知を集めて、賢明な選択をしなければならない。」という異例の判示を行った。これは世界中で今も利用されている軽水炉についての判示である。軽水炉と比較しても、高速増殖炉技術は危険過ぎるし経済的な合理性も全くない。世界の原子力界が軽水炉はともかく、すくなくとも高速増殖炉の開発をほぼ完全にやめているのである。
もし、この日本でも裁判所が勇気を持ってこの原子炉設置の許可の無効を確認し、差し止めを決定すれば、この原子炉を今後どのように取り扱うべきか、真に真剣な国民的議論が開始されるだろう。裁判官には今一度橋本前首相を議長とする財政構造改革会議が一度はもんじゅについて「撤退もしくは大幅縮小を含めた見直し」を決めていたことを思い起こしていただきたい。もんじゅ原子炉を廃止することとなっても、その結論には被告動燃以外は誰も反対しないであろう。以上のとおりであり、もんじゅには数多くの決定的な安全性の欠如しているポイントが存在し、また、高速増殖炉開発は世界的に停止していること、この原子炉は
研究開発段階の炉
であり、その安全性には厳格な立場で判断する必要がある。もんじゅの運転の継続には測り知れない危険があり、その危険の程度は原告らの受忍限度をはるかに超えている。裁判所はこの原子炉設置・運転の差し止めの判決を下すべきである。
〔被告の主張〕
略　語　例
「もんじゅ」　　　被告が、福井県敦賀市白木に設置し、平成三年五月
に試運転を開始した高速増殖原型炉
「常陽」　　　　　被告が、茨城県東茨城郡大洗町所在の被告大洗工学
センター内に設置し、運転している高速実験炉
「ふげん」　　　　被告が、福井県敦賀市明神町に設置し、運転してい
る新型転換炉原型炉
ＪＭＴＲ　　　　　日本原子力研究所の材料実験炉（Ｊａｐａｎ　ＭａｔｅｒｉａｌＴｅｓｔ　Ｒｅａｃｔｏｒ）
ＴＲＥＡＴ　　　　米国の出力過渡試験炉（Ｔｒａｎｓｉｅｎｔ　ＲｅａｃｔｏｒＴｅｓｔ
Ｆａｃｉｌｉｔｙ）
ＣＡＢＲＩ　　　　フランスのカダラッシュ研究所の安全性試験炉
原子炉施設　　　　原子炉及びその付属施設
原子炉等規制法　　核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する
法律（昭和三二年六月一〇日法律第一六六号）
動燃改組法　　　　原子力基本法及び動力炉・核燃料開発事業団法の一
部を改正する法律（平成一〇年五月二〇日法律第六
二号）
試験炉規則　　　　試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関
する規則（昭和三二年一二月九日総理府令第八三号）
設置許可申請又は　被告が内閣総理大臣に対してした「もんじゅ」に係設置許可申請書　　る原子炉設置許可申請又は原子炉設置許可申請書（ただし、昭和五五年一二月一〇日付けで内閣総理大
臣に提出し、昭和五六年一二月二八日付け及び昭和
五八年三月十四日付けでその一部を補正し、昭和六
〇年二月一八日付けでその一部を変更し、同年八月
九日付け、昭和六一年三月一日付け及び同年一〇日
付けでその一部を補正し、同年九月二九日付けでそ
の一部を変更し、同年一一月六日付けでその一部を
補正し、平成二年七月五日付けでその一部を変更し、
同年九月一一日付けでその一部を補正している。）
安全審査　　　　　内閣総理大臣及び原子力安全委員会が、「もんじゅ」
の設置許可申請に対して、原子炉等規制法二四条一
項四号の要件への適合性についてした審査
設置許可　　　　　内閣総理大臣が、「もんじゅ」の設置許可申請につい
てした原子炉設置許可
線量当量限度を　　試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関定める件　　　　　する規則等の規程に基づき、線量当量限度等を定め
る件（昭和六三年七月二六日科学技術庁告示第二〇
号）
評価の考え方　　　高速増殖炉の安全性の評価の考え方（昭和五五年一一月六日原子力安全委員会決定）
線量目標値指針　　発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する
指針（昭和五〇年五月一三日原子力委員会決定）


線量目標値評価指　発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する
評価指針（昭和五一年九月二八日原子力委員会決定）
気象指針　　　　　発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針（昭和五七年一月二八日原子力委員会決定）
プルトニウムに関　プルトニウムを燃料とする原子炉の立地評価上必要するめやす線量に　なプルトニウムに関するめやす線量について（昭和ついて　　　　　　五六年七月二〇日原子力委員会決定）耐震設計審査指針　発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針（（昭和五六年七月二〇日原子力委員会決定）
安全評価審査指針　発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指
針（平成二年八月三〇日原子力委員会決定）
兵庫県南部地震　　平成七年一月一七日午前五時四六分に淡路島北部近
海を震源として発生した平成七年兵庫県南部地震
検討会報告書　　　原子力安全委員会が平成七年一月一九日に設置した
「平成七年兵庫県南部地震を踏まえた原子力施設耐
震安全検討会」が、兵庫県南部地震を踏まえて耐震
設計審査指針等の妥当性について検討の上、平成七
年九月に作成した「平成七年兵庫県南部地震を踏ま
えた原子力施設耐震安全検討会報告書」
燃焼実験Ⅰ　　　　被告が、平成八年四月八
日、被告の大洗化学センタ
ーで、内容積約一〇〇立方メートルの鋼製円筒容器
内に床ライナを模擬した受け皿等を設置して行った
漏えいナトリウムの燃焼実験
燃焼実験Ⅱ　　　　被告が、平成八年六月七日、被告の大洗工学センタ
ーで、内容積約一七〇立方メートルのコンクリート
製矩形実験セル内に床ライナ等を設置して行った漏
えいナトリウムの燃焼実験
安全総点検　　　　被告が、平成八年一二月八日に発生した「もんじゅ」
の二次系ナトリウム漏えい事故後に、科学技術庁の
「もんじゅ安全性総点検チーム」が策定した「もん
じゅ安全総点検の基本方針について」等を踏まえて
取りまとめた「もんじゅの安全総点検に関する実施
計画」に基づき行った「もんじゅ」全般にわたる総
合的な点検
ＡＳＳＣＯＰＳコ　被告が開発した、スプレイ燃料解析コードとプール―ド　　　　　　　燃料解析コードとを結合させた「Ａｎａｌｙｓｉｓ　ｏｆＳｉｍｕｌｔａｎｅｏｕｓ　Ｓｏｄｉｕｍ　Ｃｏｍｂｕｓｔｉ
ｏｎｓ　ｉｎ　Ｐｏｏｌ　ａｎｄ
Ｓｐｒａｙ」と題するナトリウム燃料を解析するコンピ
ュータコード
はじめに
本件は、福井県敦賀市白木地区に被告が建設中の高速増殖炉「もんじゅ」について、原告らが、人格権及び環境権の侵害を理由として、その建設及び運転の差止めを求める民事訴訟である。
被告は、これまでの審理の結果を踏まえ、「もんじゅ」の建設及び運転が、原告らの生命や身体に侵害を及ぼすおそれはなく、本件請求が失当であることを明らかにする。
第一　本件差止請求の根拠とその対象
原告らは、本件差止請求において、人格権及び環境権の侵害を理由に、「もんじゅ」の建設及び運転の差止めを求める。したがって、本件差止請求の根拠は、原告らが有すると主張する人格権と環境権であり、その対象は、運転に供されることによりそれらの権利に侵害を及ぼすとされる「もんじゅ」の実際の施設である。しかし、本件における原告らの主張は、その根拠とされる人格権及び環境権の主張内容自体が極めてあいまいである上、その要件の吟味も十分されておらず、差止めによる権利・自由の制約を求める根拠にはなり得ないものや、差止めの対象とされる「もんじゅ」との関係さえ明確でないものもある。そこで、被告は、本項において、まず、本件差止請求の根拠とされる人格権及び環境権について、その請求の根拠としての問題点を述べ、原告らの主張には、既に法律上失当であって本件の争点となり得ないものがあることを指摘する。次に、「もんじゅ」の概要とその安全確保に関する被告の基本的な考え方について説明し、本件差止請求の対象としての「もんじゅ」を明らかにする。
一　本件差止請求の根拠
１　人格権に基づく差止請求について
（一）　差止請求の根拠としての人格権
原告らは、本件差止請求の根拠となる人格権を、「主として人格的属性を対象とし、その自由な発展のために、第三者による侵害に対し、保障されなければならない諸利益の総体」と定義する（原告ら準備書面八の二一ページ）。しかしながら、人格権については、直接これを定めた明文の規定はないから、その要件や効果が自明のものでないことはいうまでもない。原告らが主張するような極めて広範囲の人格的利益をすべて「人格権」の内容とした場合には、その概念内容が抽象的であるため、権利の外延が不明確なものとなり、その効果も不明瞭とならざるを得ない。法的安定性を害しないためにも、右のような外延の不明確な人格権に対して他人の権利や自由を制限する差止請求権のような強力な効果が与えられないことは明らかであって、原告らの定義に係る人格権は、本件差止請求の根拠とはなり得ない。
ところで、昀高裁判所昭和六一年六月一一日大法廷判決（民集四〇巻四号八七二ページ）は、人格権としての名誉権に基づき、現に行われている侵害行為を排除し、又は将来生ずべき侵害を予防するため、侵害行為の差止めを求めることができるとした。


しかし、名誉は、身体、自由とともに、その侵害が権利侵害を構成することについて明文の規定（民法七一〇条、七二三条）が置かれている法概念である。右昀高裁判決においても、人格権としての名誉は、生命・身体とともに極めて重大な保護法益であるとして、物権の場合と同様に排他性を有する権利として差止請求権が肯定されているのであって、原告ら主張のような広範囲の人格的利益のすべてが差止請求権の根拠となり得ることを肯定するものではない。原告ら自身も、本件訴訟において、事故発生時さらには平常運転時においても、「もんじゅ」から放出される放射線又は放射性物質によって、原告らの生命・身体が侵害される危険があることを差止めの理由として主張することがある（訴状二三ページ、原告ら昭和六三年三月一五日付け準備書面三、四ページ）。また、原子力発電所の運転差止め等を求める事案に係る裁判例においても、差止請求権の根拠となる人格権侵害とは、生命・身体のような重大な保護法益が現に侵害され、又は将来侵害されようとする場合が想定されているのである（大阪地裁平成五年一二月二四日判決・判例時報一四八〇号一七ページ、仙台地裁平成六年一月三一日判決・判例時報一四八二号三ページ、金沢地裁平成六年八月二五日判決・判例時報一五一五号三ページ、名古屋高裁金沢支部平成一〇年九月九日判決・判例時報一六五六号三七ページ）。
人格権の内容に関する原告らの主張は不明確であるが、本件訴訟においても、差止請求権の根拠としての人格権は、右裁判例のように、極めて重大な保護法益であり物権と同様の排他性が認められる原告らの生命・身体にかかわるものに限定されるべきであって、これを極めて漠然とした概念として使用する原告ら主張の人格権は差止めの根拠とはなり得ない。「もんじゅ」の平常運転時又は事故時を想定して、そこから生じる放射線や放射性物質が原告らの生命・身体に侵害を及ぼすおそれがあることを主張すること以外には、「もんじゅ」の建設及び運転の差止めを求める根拠とはなり得ないというべきである。
（二）　人格権に基づく差止請求の要件
右に述べたように、差止めは、損害賠償と異なり、相手方の権利や自由を直接制約するものであるから、これが認められるためには、一般的には、①その侵害による被害の危険性が切迫し、②その侵害により回復し難い重大な損害が生じることが明らかであって、③その損害が相手方（侵害者）の被る不利益よりもはるかに大きな場合で、④他に代替手段がなく、差止めが唯一の昀終手段であることを要すると解するのが相当である（前掲平成五年大阪地裁判決・判例時報一四八〇号二五ページ参照）。
このうち、①の侵害による被害の危険性の切迫の要件は、他の②ないし④の要件の前提となるものであるが、差止請求といっても、本件のように、侵害行為が現実化していない妨害予防請求においては、将来発生するか否か不確実な侵害の予測に
基づいて相手方
の権利行使を制約するものであるから、侵害が現存するに匹敵するような具体的危険性の存在が必要であり、単に抽象的な危険性がある旨の主張では足りない。また、原告らがその差止めを求める以上、具体的危険は原告らとの関係におけるものでなければならないから、原告らの個人的利益に無関係な事実は、本件差止請求の根拠にならない。そこで、具体的危険の存在について具体的に主張・立証することはもとより、これにより、いずれの原告にどのような被害が生じるのか、その因果関係についても具体的な主張・立証がされなければならない。しかし、原告らの主張には、抽象的に「もんじゅ」が危険である旨を主張するにとどまり、どのような経緯で放射性物質が放出されるおそれのある事故に至る具体的可能性があるか、あるいは原告らの生命・身体がどのように侵害されるのかを具体的に明確にしていないものが多い。原告らの生命・身体への侵害に直接結びつかない主張は、それ自体失当というほかない。また、原告らは、内外の事故例等について主張することがあるが、それ自体が「もんじゅ」の具体的危険性と同義でないことはいうまでもなく、本件差止請求の要件に関連しない主張は、失当というほかない。
なお、本件訴訟における原告らの立証は、その主張が抽象的かつ不明確であることに対応して、漠然とした「もんじゅ」の危険性を抽象的にいうにとどまり、本件差止請求を根拠づけるに足りる具体的かつ明確な立証を尽くしていない。本件差止請求は、この点からしても、既に失当として棄却を免れない（被告は、「もんじゅ」の安全性について、具体的に十分な主張・立証を尽くしてきた。）。
２　環境権に基づく差止請求について
原告らは、本件差止請求の根拠として、環境権を主張する。原告らの主張する環境権とは、「人が健康な生活を維持し、快適な生活を求めるための、良き環境を享受し、かつこれを支配しうる（中略）排他的な権利」であるとされる（原告ら準備書面八の四ページ）。
しかし、環境権については、実定法上何らの根拠もない。原告らがその根拠とする憲法一三条、二五条は、国の一般的責務を定めた規定であって、これによって具体的請求権が認められるものではない。「良き環境の享受」を内容とする環境権の内容を確定することはおよそ困難である上、権利としての外延はいずれも不明確かつ抽象的である。また、環境は、それにかかわる
地域住民が共通に享受するものであって、一個人が排他的にこれを決定し得るものではなく、環境的利益とその他の社会的経済的活動の自由との調整は、民主主義機構を通じ、終局的には立法をもって決定されるべき問題である。したがって、このような環境的利益は、一方当事者の請求に基づき、他方当事者の権利・自由を制約するような法的効果を与えられ、これを差止訴訟の裁判規範として用いることができる性質のものではない。
これまでの裁判例においても、環境権を認めたものは存在せず、環境権についての明示的な判断を示した裁判例は、いずれも、これを否定している（前掲仙台地裁、金沢地裁、名古屋高裁金沢支部の各判決参照）。
原告らは、「環境権の存在を示唆し、環境権理念に立脚し、環境権の内容を実質的に認めた」ものであるとして、幾つかの裁判例を指摘する（原告ら準備書面八の一三ページ以下）。しかし、原告ら指摘の裁判例は、いずれも、法的保護に値する利益はその環境そのものではなく、環境破壊により侵害される個人の生命・身体としたものであるから、右指摘が誤りであることは明らかである。なお、原告らの主張中にも、環境が侵害される結果、原告らの生命・身体に重大な被害が発生することを理由に差止めを求める趣旨と解される部分がある。しかし、右のような趣旨の主張であれば、生命・身体に対する侵害の有無を判断すれば足り、これと別個に、不明確かつ抽象的な環境権の侵害を論じる実益はない。したがって、いずれにせよ、環境権の侵害の有無自体が、本件訴訟における判断の対象になることはない。
３　差止請求の根拠とならない原告らの主張について


生命・身体に対する侵害以外を理由とする人格権や環境権の主張が本件差止請求の根拠として失当であることは、既に述べたとおりである。また、原告らの主張には、抽象的に「もんじゅ」が危険である旨を主張するにとどまり、その主張の差止請求権の根拠との関係が明らかにされていないもの、あるいは、生命・身体に対する侵害を前提とする主張と理解することが可能であっても、「もんじゅ」の運転により放射性物質が放出されるおそれのある事故発生の具体的可能性、それにより原告らの生命・身体が侵害される具体的可能性等を示す事実が主張されていないものも少なくない。
右に述べた一般的な問題点に加えて、以下においては、原告らの主張のうち、そ
の主張に係る事
実の存否を検討するまでもなく、主張自体失当として、本件訴訟における争点から除外されるべきものについて、具体的に指摘する。
（一）　設置許可手続の違法に関する主張
原告らは、「もんじゅ」の設置許可申請に対する安全審査が、高速増殖炉についての総合的安全審査を欠き、かつ、手続、資料の民主性、公開性にも欠け、住民自治の観点を全く欠落していることを理由に、同手続には重大かつ明白な違法性があると主張し、右の主張は、差止請求の根拠の一つでもあるとする（訴状第一部第三、原告ら昭和六三年三月一五日付け準備書面七ページ等）。しかし、許可に当たった行政庁と被告との間の手続問題は、「もんじゅ」の建設及び運転が原告らに直接危険を及ぼす具体的根拠にならないことは明らかである。したがって、右主張は、本件差止請求の根拠として失当である。
（二）　核燃料サイクルの危険性に関する主張
原告らは、いわゆる核燃料サイクルの各段階で、種々の事故が起こるなどして、放射線等による被害が生じている旨主張する（訴状第二部一等）。しかし、右の主張は、原告らの個人的利益とは無関係であるのみならず、「もんじゅ」の建設及び運転の危険性と直接の関係を有する事実にも当たらない。したがって、右主張は、本件差止請求の根拠として失当である。
（三）　放射性廃棄物に関する主張
原告らは、使用済み燃料等の放射性廃棄物の危険性についてるる述べるが、その内容は、再処理後の高レベル廃棄物の保管を問題とするなど（訴状一六九ページ等）、「もんじゅ」の建設及び運転の危険性とは無関係なものであり、原告らの個人的利益とも無関係である。
また、使用済燃料の再処理が技術的に困難である旨の主張（訴状第三部第四等）や、廃炉に伴い放射性廃棄物が多量に発生する旨の主張（訴状一七一ページ等）も、「もんじゅ」の建設及び運転の危険性と関係のある事柄ではなく、原告らの個人的利益との関係も何ら説明されていない。
したがって、右の各主張も、本件差止請求の根拠として失当である。
（四）　「プルトニウム社会」に関する主張
原告らは、「もんじゅ」の建設によって招来されるプルトニウムの管理の強化は、社会全体の管理強化を生み出し、思想、信条の自由、プライバシー権及び「人格権」を侵害し、民主主義及び平和主義を否定する旨を主張する（訴状第三部第六等）。
しかし、「もんじゅ」が建設され、運転
されることがあっても、原告らの思想の自由等が侵害されることにはならないから、原告らの思想、信条の自由等と本件差止請求とが無関係であることは明らかである。
また、プルトニウム・リサイクルの考え方は虚構であるとか、高速増殖炉計画は破綻し、終えんに向かっている旨の主張（訴状一六〇ページ、訴状第三部第五等）も、原告らの個人的利益と何ら関係がない。
したがって、右の各主張は、本件差止請求の根拠としての法的意味を何ら有しない失当のものというほかない。
（五）　労働者被ばくに関する主張
原告らは、原子力産業で働く労働者が作業中に放射線に被ばくしている旨を主張する（訴状第五部第三、原告ら準備書面一四等）。
しかし、右は、原告ら自身の生命・身体に対する侵害を主張するものではなく、原告らの個人的利益と無関係な主張であることは明らかである。したがって、右主張は、本件差止請求の根拠として失当である。
（六）　温排水に関する主張
原告らは、「もんじゅ」の運転により排出される温排水に関しるる主張する（訴状第五部第二等）。
しかし、右の主張も、原告らの生命・身体が侵害されることを具体的に主張するものではなく、原告らの個人的利益とも関係のない内容といわざるを得ない。したがって、右主張も、本件差止請求の根拠として失当である。
（七）　原子力発電所の集中立地に関する主張
原告らは、「もんじゅ」が建設される若狭湾沿岸には、既に原子力発電所が集中しているから、「もんじゅ」を同沿岸に建設することにより、原告らの生命・身体に重大な危険性、悪影響を及ぼす旨主張する（訴状第五部第五等）。しかし、右の主張は、「もんじゅ」の危険性を具体的に主張するものではないから、「もんじゅ」の建設及び運転の差止めを求める本件訴訟においては、格別の意味を有しない。
４　「もんじゅ」の公益性に関する原告らの主張について原告らは、原告昀終準備書面において、新たに、「不必要な施設、公益性のなくなった施設については差し止めの許容の基準は低くなる」として、「原子炉の運転差し止めの判断の基準である事故発生の蓋然性、被害発生の蓋然性は相対的な概念であり、その差し止めにより失われる公益との相関で判断すべきである」、「公益性がないか、あったとしても公益牲が低下している施設については相対的に事故発生の蓋然性と被害発生の蓋然牲の証明が低いものであっても、運転差し止めの判断をなすべきである」と主張するに至った。
しかしながら、以下に述べるとおり、原告らの主張には何らの法的根拠もなく、誤りであることは明らかである。
（一）　被害発生の蓋然性が認められなければ、差止請求が認められない、ということは疑う余地のない大前提である。


すなわち、原告ら個々人について被害が発生し（原告らの被害に結び付かない単なる事故発生の蓋然性の主張が原告らの差止請求権の存否との関係において無意味であることは明らかである。）、権利が侵害される蓋然性が存在することが証明されることが、原告らの差止請求が認められるための基本的要件であり、この蓋然性自体が認められない場合に差止請求権が発生することはない。原告らは、被害発生の蓋然性の証明が低い場合であっても差止めが認められるべきであるとするが、権利侵害の薫性が証明されるのであれば、右の主張自体が不必要であるから、原告らのいう「証明が低い」とは、差止訴訟において、被害発生の蓋然性を証明できない場合を指すと解するほかない。しかし、差止訴訟の要件について疎明で足りるとの根拠はどこにもないから、証明の程度に達しなければ、訴訟上は権利侵害の蓋然性はないものと扱う以外にないのであって、右の主張は、結局、被害発生の蓋然性が認められない場合であっても、公益性のない施設については、その運転等を差し止めるべきであるとの主張に尽きる。しかしながら、このよう茎張が認められるとすれば、公共性・公益性のない施設は、たとえ、その施設の所有者においては重要な財産であったとしても、また、具体的に個々人が被害を受けるおそれが訴訟上認められない場合であっても、社会的に不要なものとして、誰でもその建設や運転の差止めを求めることができることになる。私的紛争を解決し、個人の権利保護を目的とする民事訴訟において、このような客観訴訟的な請求を認める余地はなく、原告らの主張が誤りであることは明らかである。
前記１（二）で述べたとおり、差止請求は、相手方の権利行使等を直接制約しようとするものであるから、自らの権利・利益に何らの切迫した影響がない以上、他人の権利行使に干渉することは認められず、本件のような妨害予防的差止請求においては、その昀低限の要件として、具体的な被害発生の蓋然性の立証が要求される。したがって、本件の争点は、端的に、「もんじゅ」の建設・運転によって、原告らの生命・身体が侵害される具体的危険性が認められるかどうかであり、すべてはこの一点に集約される。この点についての証明がなければ、請求は棄却されるほかないのであって、この理は、施設の公益性の有無によって何ら異なるところはない。
（二）　判例には、公共施設の差止請求につき、当該施設の公共性等を考慮するものがある。例えば、道路を走行する自動車騒音等を理由として、その道路の周辺に居住する者が道路の供用の差止めを求める訴え等においては、差止請求の対象とされる道路について公共性ないし公益上の必要を含めた諸事情が考慮される場合がある。しかし、これは、原告らの主張とは全く異なるものである。この点について述べると、いわゆる国道四三号訴訟に係る昀高裁平成七年七月七日第二小法廷判決（民集四九巻七号二五九九ページ）は、差止請求を認容すべき違法性の判断につき考慮すべき要素は、請求内容の相違に対応して各要素の重要性の程度の考慮には違いがあるとしながらも、損害賠償を認容すべき違法性があるかどうかの判断につき考慮すべき要素とほぼ共通するとした。したがって、右の差止めの可否についても、損害賠償請求に係る違法性の判断要素とされる「侵害行為の態様と侵害の程度、被侵害利益の性質と内容、侵害行為の持つ公共性ないし公益上の必要性の内容と程度等を比較検討するほか、侵害行為の開始とその後の継続の経過及び状況、その間に採られた被害の防止に関する措置の有無及びその内容、効果等の事情」（昀高裁平成七年七月七日第二小法廷判決・民集四九巻七号一八七〇ページ、昀高裁昭和五六年一二月一六日大法廷判決・民集三五巻一〇号一三六九ページ）を、総合的に考察して決すべきこととなる。
しかし、右の場合は、右各事実が証明されていることが前提となっており、認定された「侵害行為の態様と侵害の程度、被侵害利益の性質と内容」とともに、侵害行為の公共性、公益性等の事情を考慮して、侵害行為の「違法性の有無（受忍限度）」が判断されるのである。すなわち、右の考え方は、近隣住民が騒音等の生活妨害を現に受け、将来も受ける蓋然性が高いとの認定を前提に、右侵害が差止めを認めるに足るものかどうかを判断するための要素として、道路の公共性等をも考慮するというものであって、原告らが主張するような、差止めの対象となる施設の公
共性・公益性の有無によって、具体的な
被害発生の蓋然性の証明の程度を左右する議論ではない。（三）　以上のとおり、被害発生の蓋然性の証明が不十分であっても差止請求が認められるという考え方は、法律論としては成り立ち得ない。被害発生の蓋然性の要件を対象施設の必要性・公益性の議論と結び付ける原告らの主張は、結局、基本的な差止要件の立証ができないことを自認するものでしかない。右に述べたところから明らかなように、「もんじゅ」の公益性の有無は、被害発生の蓋然性との関係で相対化された要件ではない。そして、本件訴訟の争点は、被害発生の蓋然性の有無そのものであって、これ以外に、被告において、「もんじゅ」の公益性のゆえに本件請求が棄却されるべきであるなどと主張したこともないのである。なお、いわゆる東北電力女川原子力発電所差止訴訟の控訴審判決（仙台高裁平成一一年三月三一日判決）も、差止めの基準に関する控訴人らの主張を「仮に、控訴人らの主張が原子力発電所の事故発生の具体的な危険性の有無を超えて、論理的ないし抽象的・潜在的なレベルでの危険性が少しでもあれば一切原子力発電所の建設・運転が許されないという判断基準を求めるものであれば、採用することができない。」として排斥した。もっとも、同判決は、傍論において、「当該原子力発電所の必要性が著しく低いという場合には、これを理由としてその建設・運転の差止めが認められるべき余地があるものと解するのが相当である。」と述べている。しかし、右部分の趣旨は、同判決の先に引用した結論部分とも併せ理解するとすれば、事故発生の具体的危険性が認められる場合であることを前提に、差止請求を認容するかどうかの判断について、必要性の低い施設であることが考慮されることを述べたにすぎない（その意味で、前記国道四三号訴訟昀高裁判決の考え方と変わらない。）と解すべきである。
したがって、右主張もまた、本件差止請求の根拠として失当である。二　本件差
止請求の対象とその安全性の確保


本件差止請求は、「もんじゅ」の建設、運転により、原告らの生命・身体に侵害が及ぶ具体的危険性が存在することがその根拠となる。「もんじゅ」の施設の詳細については、被告準備書面（二）四二ページ以下で述べたとおりであるが、以下においては、必要な範囲で「もんじゅ」の特徴及び概要を説明し、被告の安全確保の基本的考え方について述べる。右の考え方は、本件差止請求の対象である実際の運転に供される「もんじゅ」においても確保されるが、「もんじゅ」は、使用前検査中の平成七年一二月八日、二次冷却材ナトリウムが漏えいする事故（以下「本件事故」という。）が生じたことから、現在、運転停止中の状態であり、今後、改善策を施して運転に供される予定であるので、これを踏まえて、本件差止請求の対象を明らかにしておくこととする。
１　「もんじゅ」の概要
「もんじゅ」は、被告が、福井県敦賀市白木地区に建設中の、熱出力七一万四〇〇〇キロワットの高速増殖原型炉であり、電気出力約二八万キロワットの発電設備を有している（乙第一号証七ページ、乙イ第四号証八、九ページ）。以下に述べる「もんじゅ」の特徴と施設の概要は、当事者間で争いのないところと思われる。
（一）　高速増殖炉としての「もんじゅ」の特徴
「もんじゅ」は、核分裂反応によって発生したエネルギーを利用する広義の原子炉施設に属するが、現在、一般的に発電の用に供されている原子炉（軽水炉）との対比において、以下に述べるような特徴を有する。
（１）　ウラン等の質量数の大きい元素の中には、原子炉の燃料として利用し得るものとそうでないものとがある。ウランの同位体の一つであるウラン二三五や、プルトニウムの同位体の一つである、プルトニウム二三九は、エネルギーの低い中性子によって容易に核分裂し、熱エネルギーを放出する。しかし、軽水炉の燃料として使用されるウラン二三五は、天然に産出するウラン中の約〇・七パーセントを占めるに過ぎない。他方、天然ウランの九九パーセント以上を占めるウラン二三八は、いわゆる燃えないウランであり、そのままでは原子炉の燃料として利用できないものであるが、中性子を一個吸収すると、核分裂を起こすプルトニウム二三九に転換する性質を有している（乙第一号証五ページ、乙イ第四号証七ページ）。「もんじゅ」は、炉心中央にプルトニウムとウランの混合酸化物から成る炉心燃料を配置し、その周辺に、ウランの酸化物から成るブランケット（ｂｌａｎｋｅｔ）燃料を配置している（第一図参照）。主として、炉心燃料部分で核分裂反応を起こさせ、これによって生じた熱をエネルギーとして利用し、発電の用に供すると同時に、その際に生じた中性子によって、燃料部分の燃えないウランを燃える、プルトニウムに転換し、消費した以上の燃料を生産することから、「増殖炉」と呼ばれる。
軽水炉でも、燃料中のウラン二三八の一部がプルトニウム二三九に転換されるが、その量は消費される燃料に比べて少なく、増殖は行われない。（２）　核分裂反応によって生じた直後の中性子は高速中性子と呼ばれ、高いエネルギー（速度）を有するが、軽水炉では、これを減速し、ウラン二三五が新たな核分裂反応を起こす確率の高い熱中性子の状態にして利用している。その減速材（ｍｏｄｅｒａｔｏｒ）として、軽水（ｌｉｇｈｔ　ｗａｔｅｒ＝普通の水）が使われることから、軽水炉と呼ばれる。
これに対し、「もんじゅ」は、燃料の増殖を図る必要上、中性子を減速することなく、高いエネルギーを有する高速中性子のまま利用することから、「高速」増殖炉と呼ばれる。高速増殖炉に減速材はない。
（３）　軽水炉では、冷却材（ｃｏｏｌａｎｔ）としても軽水が用いられる。冷却材は、核分裂によって生じた炉心の熱エネルギーを除去して炉心の温度を調節するとともに、この熱を外部に取り出す。軽水炉では、軽水が、減速材と冷却材の役割
を兼ねている
これに対し、「もんじゅ」は、冷却材としてナトリウムを用いる。ナトリウムは、大気圧下において摂氏九八度から約八八〇度までの広い範囲で液体として存在し、高い温度でも特に加圧する必要がなく、また、熱伝導度が高い。さらに、中性子を減速する効果が小さく、高速増殖炉の冷却材として優れている。（４）　現在発電の用に供されている軽水炉は、原子炉等規制法上、「実用発電用原子炉」に位置づけられ（同法二三条一項一号）、電気事業法上は、「事業用電気工作物」に当たる（同法三八条三項。平成七年法律第七五号による改正後のもの。以下同じ。）。
これに対し、「もんじゅ」は、原子炉等規制法上は、「研究開発段階にある原子炉」に位置づけられ（同法二三条一項四号）、電気事業の用に供するものではないことから、電気事業法上は、「事業用電気工作物」のうちの「自家用電気工作物」に当たる（同法三八条四項。同条三項により「事業用電気工作物」に関する規定が原則として適用される。）。
また、「もんじゅ」は、高速増殖炉の開発段階としては、実験炉と将来炉（実証炉又は実用炉）の中間に位置する「高速増殖原型炉」に当たる（詳細は、被告準備書面（一六）六ページで述べた。）。
（二）　施設の概要（第二図参照）
（１）　原子炉本体
ア　炉心
「もんじゅ」の炉心（ｒｅａｃｔｏｒ
ｃｏｒｅ）は、原子炉の出力を主に担う炉心燃料集合体一九八体、プルトニウムの増殖を主に目的とするブランケット燃料集合体一七二体及び原子炉の出力調整や停止等に用いる制御棒集合体一九体その他から構成され（第三図参照）、これらが原子炉容器に収納されている。原子炉容器（ｒｅａｃｔｏｒ　ｖｅｓｓｅｌ）は、ステンレス鋼製の縦型円筒容器であり、その内径は約七・一メートル、全高は約一七・八メートルである（乙イ第六号証八―三―四二、六〇ないし六二、八―四―六、一四、二六ページ）。
イ　燃料集合体


炉心燃料集合体（ｆｕｅｌ　ａｓｓｅｍｂｌｙ）は、内部に一体当たり一六九本の炉心燃料要素を配列し、外側をステンレス鋼製のラッパ管（ｗｒａｐｐｅｒ　ｔｕｂｅ）で覆ったものであり、長さ約四・二メートルの正六角形柱の形状をしている。炉心燃料要素は、長さ約二・八メートル、外径約六・五ミリメートルのステンレス鋼製の燃料被覆管の中に、プルトニウム・ウラン混合酸化物の粉末又は劣化ウランの粉末を円柱状に焼き固めた燃料ペレットを詰めたものである（乙イ第六号証八―三―五、四三、四四、六三ページ）。炉心燃料集合体内部の炉心燃料要素の間をナトリウムが流れることから、各炉心燃料要素にワイヤスペーサを巻くことによって相互の接触を防ぎ、ナトリウムの流路を確保する構造となっている（第四図参照）。
ブランケット燃料集合体は、外形的には炉心燃料集合体とほぼ同じであるが、内部には、一体当たり、ウランのペレットを詰めたブランケット燃料要素六一本が収められている（第五図参照。乙イ第六号証八―三―六、四五、六五ページ）。
ウ　制御棒
制御棒（ｃｏｎｔｒｏｌ　ｒｏｄ）は、これを炉心に挿入することによって、中性子を吸収し、核分裂反応を低下させる。制御棒には、調整棒（微調整棒三体、粗調整棒一〇体）と後備炉停止棒（六体）がある。
原子炉の通常の起動、停止、運転は調整棒の引抜き、挿入によって行う。また、原子炉を緊急停止する必要が生じると、①調整棒及びこれを駆動する機構等から成る主炉停止系、並びに②後備炉停止棒及びこれを駆動する機構等から成る後備炉停止系が独立して同時に作動する（主炉停止系及び後備炉停止系を併せて原子炉停止系という。主炉停止系及び後備炉停止系は、その一方のみの作動によっても、原子炉を停止することができる。乙イ第六号証八―三―一五、五〇、五一、七六ないし八〇ページ）。
後記（４）で述べる計測制御系統施設のうち、異常状態を検知し、原子炉の緊急停止を起こさせる系統は、安全保護系と呼ばれる。
（２）　原子炉冷却系統施設
ア　一次主冷却系設備
「もんじゅ」の炉心で発生した熱は、原子炉容器内を流れる一次冷却材（ナトリウム）によって取り出され・中間熱交換器を介して二次冷却材（ナトリウム）に伝達される（第二図参照）。
これには、独立した三つの系統（「Ａループ」、「Ｂループ」及び「Ｃループ」）があり、それぞれの系統に、配管、弁、ナトリウムを循環させる循環ポンプ及び中間熱交換器等の同じ設備を有している（乙イ第六号証一三ないし一五ページ）。
なお、原子炉容器及び一次主冷却系設備のうち、一次冷却材を封じ込める障壁を形成する範囲を原子炉冷却材バウンダリ（ｂｏｕｎｄａｒｙ）という。また、原子炉冷却材バウンダリを形成する原子炉容器等については、接続された配管の一部とともに、これらを下から包み込むようにステンレス鋼製の容器であるガードベッセルを設置しており、万一、原子炉冷却材バウンダリからナトリウムが漏えいした場合であっても、これによって原子炉の冷却に必要な冷却材を確保することができる（第六図参照。乙イ第六号証八―四―二三ページ）。
また、ナトリウムと空気との接触を防ぐ目的で、原子炉容器内等の一次冷却材のナトリウム液面を、不活性ガスであるアルゴンのカバーガスで覆い、さらに、一次主冷却系の配管等を設置する部屋についても、万一の漏えいに備え、不活性ガスである窒素を充てんしている。
イ　二次主冷却系設備並びにタービン及び付属設備
中間熱交換器で二次冷却材に伝えられた熱は、蒸気発生器を介して水・蒸気系に伝達され、蒸気タービンを動かす。
二次主冷却系も、三系統の一次主冷却系にそれぞれ対応して独立した三つの系統（Ａ、Ｂ、Ｃの各ループ）があり、それぞれの系統に、配管、弁、ナトリウムを循環させる循環ポンプ、蒸気発生器等の同じ設備を有している（乙イ第六号証一五、一六ページ）。
蒸気発生器は、二次冷却材の熱を、蒸気発生器伝熱管を介して、次の水・蒸気系に伝える熱交換器であり、水を蒸気（過熱蒸気）に変える蒸発器と、生成された蒸気を更に過熱する過熱器とから成る（乙イ第六号証一五、七五、七六ページ）。また、蒸気発生器の周りには、蒸気発生器で水が漏えいした場合にこれを検出する水漏えい検出設備、及び圧力上昇等を抑制するナトリウム・水反応生成物収納設備が設けられている（乙イ第六号証八―五―三、五ページ）。なお、炉心を通る一次冷却材は、炉心の中性子によって放射化されるが、一次主冷却系と二次主冷却系とは中間熱交換器によって分離されているため、二次主冷却系に放射性物質が混入することはない。また、「もんじゅ」は、過熱蒸気を利用して蒸気タービンを駆動し発電を行う設備を有するが、水・蒸気を利用して発電を行う点で軽水炉等のそれと本質的に異なるものではない。
ウ　補助冷却設備
二次主冷却系設備から分岐する形で補助冷却設備三系統が設置されており、原子炉停止時には、これによって炉心を冷却し除熱する（乙イ第六号証一八ページ。なお、第七図参照）。
（３）　工学的安全施設原子炉容器及び一次主冷却系設備等、「もんじゅ」の原子炉の主要部分は、内径約四九・五メートル、高さ約七九メートルの鋼製の容器である原子炉格納容器に収納されている。また、原子炉格納容器の周囲を取り囲む形で、鉄筋コンクリート構造物である外部しゃへい建物が設置されており、原子炉格納容器の胴部と外部しゃへい建物との間の下部空間（アニュラス（ａｎｎｕｌｕｓ）部）は、アニュラス循環排気装置によって負圧に保たれている（乙イ第六号証二九、三〇ページ）。
これらの原子炉格納施設及び前述したガードベッセル、補助冷却設備等は、周辺環境への放射性物質の異常な放散を防止するための施設であり、工学的安全施設と呼ばれる（第七図参照。乙イ第六号証八―七―一ページ）。
（４）　その他の設備


「もんじゅ」には、以上述べたほか、計測制御系統施設（原子炉計装、プロセス計装、原子炉制御設備、原子炉保護設備、工事的安全施設作動設備及び中央制御室）、放射性廃棄物廃棄施設（気体廃棄物処理設備、液体廃棄物処理設備及び固体廃棄物処理設備）、核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（燃料取扱及び貯蔵設備）、放射線管理施設、非常用電源設備を含む電気設備、換気空調設備及び各種の補助的設備が設けられている。
２　安全確保の基本的考え方
被告は、高速増殖炉としての「もんじゅ」の特徴を十分に踏まえ、その設計、建設、製造、設置の各段階において安全確保につき十分配慮し、さらに、その運転段階においては、十分な管理体制の下で適正な運転をし、設置する設備・機器の機
能・性能を十
分維持し得るものとしている。
「もんじゅ」の安全確保に係る具体的内容や具体的方策については、後記第二ないし第四において詳述するが、被告は、本項において、「もんじゅ」の潜在的危険性とこれに対する安全確保対策の基本的考え方について述べておくこととする。
（一）　「もんじゅ」の潜在的危険性
（１）　「もんじゅ」の主要な特徴は、前記１（一）（１）ないし（３）で述べたとおり、①プルトニウムとウランの混合酸化物を燃料として核分裂反応を行うこと、②高速中性子の働きで燃えないウランをプルトニウムに転換すること、③ナトリウムを冷却材として使用すること、④炉心で発生した熱は、冷却材のナトリウムを介して水・蒸気系に伝達され、高温・高圧の蒸気が生成されることなどである。右の点からすると、「もんじゅ」の潜在的危険性として指摘し得るのは、①炉心内に、核燃料又は生成物としてのプルトニウムが存在すること、②核分裂反応に伴い、燃料要素中に、放射性物質である「核分裂生成物」が蓄積すること、③炉心の構造材や冷却材等が中性子により放射化され、放射性物質である「放射化生成物」が生成すること、④冷却材として使用するナトリウムが化学的に活性であること、⑤高温、高圧の水・蒸気を使用することなどである。
（２）　しかしながら、右の指摘のうち、⑤については、火力発電所におけるそれと何ら異なるところはなく、④についても、ナトリウム製造工場等の一般的化学プラントと大きく異なるところはない。その安全を確保することが十分に可能であることは明らかであり、本件でもそれ自体が争点とされているものではない。（３）　したがって、「もんじゅ」の潜在的危険性の問題として特に論じる必要があるのは、右の①ないし③の問題、すなわち放射性物質の潜在的危険性についてであるということができる。
ただ、「もんじゅ」では、ナトリウムを高温で使用し、ナトリウムは化学的に活性である（ナトリウムが水や空気に接すると激しい化学反応を起こす。）ことから、施設内に放射性物質を封じ込めるに当たっては、ナトリウムの右の性質に対する十分な配慮が必要である（反面、ナトリウムの沸点が大気圧下で摂氏約八八〇度と高く、運転の際に冷却材を特に加圧する必要がないことは、安全上大きな利点となる。）。
（４）　結局のところ、「もんじゅ」における安全確保とは、ナトリウムを冷却材
として使用するとい
う特徴を十分把握した上で、放射性物質の持つ潜在的危険性をいかに顕在化させないかであるということができる、（Ｐ２２調書（一）四七丁表ないし五三丁裏）。（二）　「もんじゅ」における安全確保対策の基本的考え方前述のとおり、放射性物質の有する潜在的危険性を顕在化させないためには、放射性物質の封じ込めに万全を期する必要があるが、被告は、「もんじゅ」を設置、運転するに当たり、以下の二つの基本的考え方に基づいて、十分な安全確保を行っている。
（１）　平常運転時における被ばく低減対策
これは、「もんじゅ」の平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質の量をできる限り低く抑え、公衆の被ばく線量を十分低く抑えようとするものである。後記第二で詳述するとおり、「もんじゅ」は、十分な被ばく低減策を講じることにより、周辺公衆が受ける放射線の被ばく線量を、「線量当量限度等を定める件」で定められている周辺監視区域外の線量当量限度（一年間につき一ミリシーベルト）を超えないのはもちろんのこと、合理的に達成できる限りこれを低く保ち得るようにしている。
（２）　事故防止対策
ア　事故を防止するという観点では、まず、自然的立地条件を十分に配慮し、「もんじゅ」について、合理的に予想される昀も過酷な自然力に対する十分な安全性を確保する必要がある（自然的立地条件における安全確保）。イ　次に、原子炉の運転に起因する事故によって放射性物質が環境に異常に放出されることを防止する観点からは、①異常状態の発生自体を未然に防止し、②仮に何らかの原因によって異常状態が発生した場合であっても、それが拡大したり、放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態にまで発展することを防止し、さらに、③仮に異常状態が拡大した場合であっても、なお放射性物質を環境に異常に放出することだけは確実に防止する必要がある。原子炉施設の安全確保に関し、右のように、①異常状態発生防止対策、②異常状態拡大防止対策、及び③放射性物質異常放出防止対策という、多重的安全確保対策を講じることによって、放射性物質の環境への異常な放出という結果を防止しようとする考え方を「多重防護」という。
ウ　また、右のような安全確保対策が講じられた施設について、十分な管理体制の下に適正に運転が行われ、設備・機器の機能・性能が十分維持されることも同時に必要とされる。
エ　「もんじゅ」につい
ては、後記第三で詳述するとおり、自然的立地条件に関する十分な安全確保がされている。
また、後記第四で詳述するとおり、「もんじゅ」については、多重防護の考え方に立った十分な事故防止対策が採られるとともに、運転段階においても十分な安全確保がされていることから、放射性物質の潜在的危険性を顕在化させるおそれはない。
３　本件差止請求の対象としての「もんじゅ」


原告らが建設、運転の差止めを求める「もんじゅ」は、福井県敦賀市白木地区に設置される現実の原子炉施設である。被告は、「もんじゅ」の設置に当たって、原子炉等規制法二三条による原子炉設置許可や同法二七条の設計及び工事の方法の認可を始めとする法定の手続をすべて履践し、前記二２で述べた安全確保の考え方に基づく施設の安全性は、これらの審査の過程においても確認されている（詳細は、被告準備書面（一四）七ないし一一ページで述べた。）。ところで、「もんじゅ」は、平成七年一二月に発生した本件事故のため、現在、使用前検査が終了しないまま運転停止中の状態であるが、被告は、今後、安全総点検の結果を踏まえた改善策を施した上、更に必要な法律上の手続を履践して、右安全確保の考え方が現実の施設に反映されていることの確認を得た上、「もんじゅ」を運転に供することを予定している。原告らは、「もんじゅ」が実際に運転される場合を想定し、これにより、原告らの生命・身体が侵害されるとして、建設及び運転の差止めを求めるものである。したがって、その対象は、口頭弁論終結時において運転に供されることが予定される「もんじゅ」の施設であることはいうまでもない（詳細は、被告準備書面（一四）二ないし一七ページで述べた。）。なお、原告らは、「もんじゅ」が安全総点検中であっても、その建設・運転の差止めを求める利益はあると主張する。しかしながら、被告は、安全総点検中であればおよそ差止めの対象とはなり得ないと主張したことはなく、前述のとおり、差止めの可否は、現実に運転に供される「もんじゅ」を対象として判断されるべきであると主張するものである。原告らの主張は、誤解に基づくものである。
三　まとめ
以上のとおり、本件差止請求の根拠は、生命・身体の侵害を内容とする人格権に限定される。そして、原告らの主張には、既に右の観点から失当とすべきものが少なくない。
また、本件差止請求の対象とされる「もんじゅ
」は、現在、使用前検査が終了しないまま運転停止中である。しかし、被告は、安全総点検において摘示された改善策を施し、これによってより一層安全性及び信頼性の向上した施設として、「もんじゅ」を運転に供することを予定している。右のような「もんじゅ」が運転に供されることによって、原告らの生命・身体にいかなる侵害が生じる具体的危険性があるかが、本件訴訟の中心的争点である。「もんじゅ」においては、放射性物質の存在等による潜在的危険性に対し、平常運転時における十分な被ばく低減対策を講じるとともに、多重防護の考え方に基づく安全確保対策を講じることによって、放射性物質の環境への異常な放出を防止し得る十分な事故防止対策を施していることは既に説明したとおりであり、右のような具体的危険性の発生は考えられない。被告は、以下において、必要と思われる個々の問題点について、「もんじゅ」には、放射性物質等による潜在的危険性が顕在化することがないよう十分な安全確保対策を講じており、その建設、運転によって、原告らの生命・身体はもとより、周辺住民らのそれについても侵害が及ぶ具体的危険性のないことを明らかにする。
第二　「もんじゅ」の平常運転時の安全性
一　はじめに
前記第一の二２で述べたとおり、「もんじゅ」は、その潜在的危険性の原因となる放射性物質を原子炉施設の内部に封じ込めることのできる施設として設計され設置されている。しかし、平常運転時において、気体及び液体の廃棄物を処理する際などに、ごく微量の放射性物質が「もんじゅ」から環境中に放出される。原告らは、これを「平常時被ばく」の問題として、どのような低線量の放射線被ばくであっても人体に影響を及ぼす可能性があるとし、「もんじゅ」から放出される放射性物質が、原告らの生命・身体に重大な危険を及ぼす旨主張する（訴状三九一ないし三九九ページ）。
そこで、被告は、本項において、「もんじゅ」については、①平常運転時に環境中に放出される放射性物質の量をできる限り低減する設計上の対策が講じられていること、及び②平常運転時に放出される放射性物質による周辺公衆の被ばく線量を評価しても、その値は無視できるほど小さく、原告らの生命・身体に影響を及ぼすものではないことを確認していることを明らかにする。
二　放射性物質の放出の抑制
１　ＡＬＡＲＡの考え方と設計上の対策
原子炉施設の設置に当
たっては、その運転時に環境中に放出される放射性物質の量を極力低減するため、国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）の勧告による、いわゆるＡＬＡＲＡの考え方（Ａｓ　Ｌｏｗ　Ａｓ　Ｒｅａｓｏｎａｂｌｙ　Ａｃｈｉｅｖａｂｌｅ　放射線による被ばく線量は合理的に達成できる限り低く保つことが望ましいとの考え方。乙ロ第一号証一、二ページ、乙ロ第二号証一九ページ、乙ロ第三号証四ページ）が、世界各国において採用されている。我が国においても、原子力安全委員会は、右の考え方にのっとり、高速増殖炉について、「通常運転時における環境への放射性物質の放出量については、周辺公衆の線量当量が法令に定める周辺監視区域外の線量当量限度を下回ることのみならず、合理的に達成できる限り低く保つよう設計上の対策を講ずべきである」とした（「評価の考え方」２・（３）③、乙イ第七号証六四九ページ）。
前記第一の二２（一）（１）で述べたとおり、「もんじゅ」の運転に伴って、燃料要素の燃料被覆管中には「核分裂生成物」が蓄積し、また、炉心の中性子によって「放射化生成物」（これには、構造材が放射化されたもののほか、一次冷却材ナトリウムが放射化された放射性ナトリウム、及び原子炉カバーガスである一次系アルゴンガスが放射化された放射性アルゴンが含まれる。）が生成され（乙イ第二号証三ないし五ページ）、これらの放射性物質は、気体廃棄物等の形で、わずかながら環境中に放出される。
そこで、被告は、右の「評価の考え方」に従い、「もんじゅ」の運転中、環境に放出される放射性物質の量を昀小限に抑制するための設計上の対策を講じている。すなわち、まず、①放射性物質が一次冷却材中に現れること自体を極力防止し得る設備、次に、②一次系（一次主冷却系及び一次アルゴンガス系をいう。）に現れた放射性物質については、これを極力右系内に封じ込め得る設備、そして、③一次系の系外に出た放射性物質をできる限り捕そくして、原子炉施設内部に貯蔵し保管し得る設備をそれぞれ設置している。


また、ごく微量にせよ右③の設備から環境中に放出される放射性物質については、放出管理目標値を定めた上で、放出量及び放出後における周辺監視区域境界等での線量率等をそれぞれ的確に監視する設備を設置して、放出量等を管理している。
さらに、被告は、「もんじゅ」に内蔵される放射性物質から直接放出される放射
線により周
辺公衆が被ばくすることを防止するため、十分なしゃへい設備を設置している。以下、「もんじゅ」に設置されている右の各設備の内容等について、詳述する。
２　放射性物質の出現の抑制及び処理設備
（一）　一次冷却材中への放射性物質の出現の抑制（乙イ第二号証七ないし一一、一七、一八ページ、乙イ第六号証八―一―五、六、八―三―四ないし七、八―八―二、三ページ、Ｐ９調書（一）七丁表ないし一〇丁裏、同一九丁表ないし二一丁裏）
被告は、放射性物質の出現を抑制するため、まず、①「もんじゅ」の燃料ペレットには、プルトニウム・ウラン混合酸化物を焼き固めたものを使用している。焼き固められた燃料ペレットには、それ自体、核分裂生成物等の放射性物質を封じ込める性質がある。次に、②燃料ペレットはステンレス鋼製の燃料被覆管内に密封される。燃料被覆管は、内部に生成した核分裂生成物等の放射性物質が一次冷却材中に出現することを十分抑制することができる。さらに、③炉心構成要素の構造材や配管には、冷却材のナトリウムによってほとんど腐食しないステンレス鋼を用いた上、一次冷却材についてはコールドトラップ等によりその中の不純物を除くなどの純度管理を行うことによって、放射化した構造材が腐食して一次冷却材中に出現することを抑制している。
以上のとおり・「もんじゅ」においては、燃料要素中の放射性物質が一次冷却材中に出現したり、放射化した構造材が腐食により一次冷却材中に出現すること自体が十分抑制されている。
（二）　一次系からの放射性物質の漏えいの抑制（乙イ第二号証一五ページ、乙イ第六号証八―四―三、八、八―八―六、一〇、八―九―一五、八―一三―八、九ページ）
前記抑制策を前提としても、一次冷却材ナトリウム及び一次系アルゴンガスが中性子により放射化することは避けられない。また、一次冷却材の純度管理を厳格に行っても、一次冷却材中への放射化生成物の出現を皆無にはできないし、仮に、燃料被覆管にピンホール（極めて微小な穴）等の欠陥が生じた場合には、燃料被覆管内の核分裂生成物が一次冷却材中に漏出する可能性がある。このため、被告は、放射性物質が一次系内に出現した場合であっても、これを一次系の内部に封じ込めることができるよう、一次系を構成する機器、配管等を設置するに際して、その信頼性及び健全性を担保すべく細心の注意を払った。一例とし
て、鋼材同
士を可能な限り溶接施工することによって、放射性物質が一次系外へ漏えいすることを抑制している。
また、万一の漏えいに備えて、一次主冷却系の機器、配管にはナトリウム漏えい検出器を、一次アルゴンガス系には雰囲気の放射能を検出するモニタや流量計をそれぞれ設置するなどして、その監視についても万全の措置を講じている。（三）　一次系における放射性物質の処理（乙イ第二号証一八ないし二〇ページ、乙イ第六号証八―八―九、一〇ページ、Ｐ９調書（一）二丁裏ないし二二丁裏）一次冷却材中に現れた放射性物質の一部は、前記（一）で述べたコールドトラップによって除去されるが、大部分は一次系内に封じ込められる。また、一次アルゴンガス系内には、気体状又は揮発性の核分裂生成物等の放射性物質が含まれることになるが、これらについては、一次アルゴンガス系に設置された常温活性炭吸着塔等によって保持し、放射能を減衰させて浄化を行う。
（四）　一次系外に現れる放射性物質の処理
平常運転時に一次系外に現れる放射性物質は、気体、液体及び固体の各廃棄物である。右各廃棄物については、その形態に応じて、以下に述べるとおり、十分な管理の下に適切な処理を行っている（第八図参照。乙イ第四号証四八、四九ページ、乙イ第六号証八―一二―一ページ）。
（１）　気体廃棄物の処理（乙イ第二号証二一、二三ページ、乙イ第六号証八―一二―二、三、八―一三―七、八―一四―二ないし六、九―四―二、三ページ、Ｐ９調書（一）二二丁裏ないし二四丁表）
「もんじゅ」において発生する主な気体廃棄物は、①（ａ）設備の運転時の圧力制御に伴って一次アルゴンガス系から排出される「廃ガス」及び（ｂ）設備の定期検査時等における機器の取付け、取外し等の操作等に伴う圧力制御やガス置換に伴って一次アルゴンガス系から排出される「廃ガス」、②（ａ）燃料集合体等の洗浄時に燃料取扱及び貯蔵設備から生じる「廃ガス」及び（ｂ）燃料取扱及び貯蔵設備の機器の置換え等による「廃ガス」、並びに③原子炉建物等における換気による「排気」である。
被告は、右①及び②の各廃ガスを処理するために「気体廃棄物処理設備」を、また、右③の排気を処理するために「換気空調設備」をそれぞれ設置している。ア　気体廃棄物処理設備は、廃ガス圧縮機、廃ガス貯槽、活性炭吸着塔装置等から成る。活性炭吸着塔装置は、廃ガス中のキセノンを約
三〇日間、クリプトンを約四〇時間それぞれ保持して放射能を十分減衰させた後、これを後記ウの排気筒に送る。活性炭吸着塔装置は、軽水炉での使用実績を参考に、活性炭の吸着性能等を十分考慮して設計されている。気体廃棄物処理設備を構成する各機器は、いずれも原子炉補助建物内に設置しているが、右建物内の各部屋の雰囲気（室内空気）は、次に述べる換気空調設備によって、常時、換気や放射性物質の浄化等が行われている。イ　換気空調設備は、原子炉格納施設及び原子炉補助建物等の換気、空調及び放射性物質の浄化を行うものである。気体廃棄物処理に関係する設備としては、建物内を換気し、放射性物質を浄化する原子炉格納施設換気空調設備、原子炉補助建物内管理区域の換気空調設備、及びメンテナンス・廃棄物処理建物換気装置がある。これらの換気空調設備及び換気装置については、①適切な換気風量を確保するとともに、②換気に際しては、新鮮な空気を放射能レベルの低い区域に供給して、放射能レベルの低い方から高い方へ空気が流れるようにする、③排気に際しては、フィルタを通して微粒子等をろ過した上で行う、④右フィルタの点検、交換が可能な施設とするといった措置を講じている。


ウ　以上述べた気体廃棄物処理設備及び換気空調設備からの排気は、原子炉補助建物上部に設置されている標高一五三メートル（原子炉補助建物東側整地面から一一〇メートル）の位置に排気口を有する排気筒から、放射性物質の濃度を監視しつつ、環境に放出している。
工　このように、被告は、気体廃棄物処理設備について、周辺公衆の被ばく低減を十分に図り得るよう設計していることはもとより、施設内での漏えいの防止及び敷地外への管理されない放出の防止の観点からも、十分な設計上の配慮をしている。（２）　液体廃棄物の処理（乙イ第二号証二二、二三ページ、乙イ第六号証八―一二―四ないし七、八―一三―八、九―四―一一ページ、Ｐ９（一）二四丁表ないし二五丁表）
「もんじゅ」において発生する液体廃棄物は、①使用済燃料集合体洗浄廃液等の「燃料取扱及び貯蔵設備廃液」、②機器洗浄廃液等の「共通保修設備廃液」、③各種の放射性廃棄物廃棄施設から出る「廃棄物処理設備廃液」、④建物の床等から集められた「建物ドレン」、並びに⑤「洗濯廃液」である。被告は、液体廃棄物処理設備として、右①ないし④の各廃液を処理するために
「設備
廃液及び建物ドレン処理系統」を、右⑤の廃液を処理するために「洗濯廃液処理系統」をそれぞれ設置している。
右各処理系統は、受入タンク、モニタタンク等から構成され、以下のとおり、廃液の性状に応じて処理等を行う。
ア　「設備廃液及び建物ドレン処理系統」では、廃液受入タンクで中和した後、廃液蒸発濃縮装置によって、溶存固形分を濃縮分離する。濃縮廃液は、後記（３）で述べる固体廃棄物処理設備で固化処理している。
処理された水は、脱塩塔を通した後、廃液モニタタンクに送られ、ここで放射性物質の濃度が十分低いことが確認されると、復水器冷却水と混合し希釈した上で、放射性物質の濃度を監視しつつ、放水口から放出する。また、放出される総量を低減するため、処理水の一部を、共通保修設備で機器洗浄水として再使用している。イ　「洗濯廃液処理系統」では、保護衣類のうち下着類を水洗いする際等に発生する洗濯廃液を処理するが、右廃液については、その放射性物質の濃度は発生源からして極めて低いと考えられるため、洗濯廃液受入れタンクでろ過処理の後、洗濯廃液モニタタンクに送り、ここで放射性物質の濃度が十分低いことを確認した後、復水器冷却水に混合し希釈した上で、放射性物質の濃度を監視しつつ、放水口から放出する。なお、上着類の洗濯は、原則としてドライクリーニングとしているため、これによって液体廃棄物が発生することはない。
ウ　このように、被告は、液体廃棄物処理設備について、周辺公衆の被ばく低減を十分に図り得るよう設計していることはもとより、施設内での漏えいの防止及び敷地外への管理されない放出の防止の観点からも、十分な設計上の配慮をしている。（３）　固体廃棄物の処理（乙イ第二号証二二、・二三ページ、乙イ第六号証八―八―二六、二七、八―一二―八、九、九―四―一三ページ）ア　「もんじゅ」において固体廃棄物として処理されるのは、①各種浄化装置で利用された使用済樹脂、②蒸発濃縮装置からの濃縮廃液、③使用済活性炭、④使用済みの布、紙、小物部品等の雑固体廃棄物、⑤使用済排気用フィルタ、及び⑥使用済制御棒集合体等である。
被告は、右各廃棄物を処理するため、廃樹脂タンク、廃液濃縮液タンク、プラスチック固化装置、固体廃棄物貯蔵庫、固体廃棄物貯蔵プール等から構成される固体廃棄物処理設備を設置している。
イ　固体廃棄物として処理されるもののうち、右①
及び②については、廃樹脂タンク及び廃液濃縮液タンクに貯蔵した後、プラスチック固化装置によって固化し、ドラム缶に詰める。右③についてはそのままドラム缶に詰める。右④については、圧縮可能なものは圧縮減容しながらドラム缶に詰める。右⑤については放射性物質が飛散しないように梱包する。そしてこれらを、固体廃棄物貯蔵庫で保管している。
また、右⑥については固体廃棄物貯蔵プール及び原子炉補助建物内の水中燃料貯蔵設備に貯蔵している。固体廃棄物貯蔵プール及び水中燃料貯蔵設備には、漏えいの防止及び早期検知のため、ライナ（内張り）及び漏えい検出器をそれぞれ設けている。
ウ　以上のとおり、被告は、固体廃棄物の処理についても、十分な配慮を行っている。
３　放射性物質の放出管理
（一）　放射性物質の放出管理目標値（乙イ第六号証九―二―一四、一五、九―四―一二、一七ページ）
被告は、前記２（四）（１）及び（２）で述べたとおり、「もんじゅ」から放出される気体廃棄物及び液体廃棄物中に含まれる放射性物質の量を極力低減させているが（固体廃棄物は放出されない。）、右放射性物質のうち主要なものについては、想定される年間放出量を放出管理目標値として定め、それを超えないように放射性物質の十分な放出管理を行っている。
すなわち、被告は、「常陽」や海外の高速増殖炉等の実績を参考に、燃料被覆管の欠陥率等を安全側に十分厳しく仮定した上で、「もんじゅ」の運転に伴って放出される放射性物質の種類及び量を評価した結果、気体廃棄物については、①希ガスが年間二二〇〇キュリー（現在の単位系では約八万二〇〇〇ギガベクレル。以下かっこ内に現在の単位系による数値を示す。）、②よう素一三一が〇・〇〇四四キュリー（約〇・一五ギガベクレル）、③液体廃棄物（トリチウムを除く。）が合計〇・一五キュリー（約五・五ギガベクレル）とそれぞれ想定されたので、右各放出量評価値を「もんじゅ」における放出管理目標値とした（評価の詳細は、被告準備書面（二）一二八ないし一三二ページで述べた。乙イ第六号証九―二―一四、一五ページ）。
（二）　放出放射性物質の管理関係設備（乙イ第四号証五二、五三ページ、乙イ第六号証八―一二―六、八―一三―七ないし一〇、九―三―一、三ページ）被告は、放射性物質を環境中に放出するに当たって、以下に述べる放射線管理関
係設備によって、放出前、放出時及
び放出後に、放射線モニタによる計測及び試料採取分析（サンプリング分析）等を行い、厳重な監視及び管理を行っている。


（１）　気体廃棄物については、気体廃棄物処理設備及び換気空調設備からの各排気を前記二２（四）（１）ウで述べた排気筒から放出するに先立ち、右各設備及び右各設備に至る各系統並びに各室内の放射性物質濃度ないし放射線レベルを、放射線監視設備の①プロセスモニタや②エリアモニタによって監視するとともに、③試料採取分析等による放射能測定等を行い、さらに、排気筒からの放出後は、④モニタリングポスト等の屋外放射線監視設備あるいは後記（４）で述べる⑤環境試料の放射性物質濃度の測定等によって監視している。
（２）　液体廃棄物についても、液体廃棄物処理設備からの排水を放水口から放出するに先立ち、右設備及び右設備に至る各系統における放射性物質濃度等を、①プロセスモニタや②漏えい検出器あるいは③モニタタンクの試料採取分析等によってそれぞれ監視し、放出時には、放射性物質の濃度を④排水モニタによって常に監視し、さらに、放出後は、⑤環境試料の放射性物質濃度の測定等によって監視している。
（３）　右（１）及び（２）で述べた各種の放射線モニタや屋外放射線監視設備等が検知・計測した各情報は、すべて中央制御室において把握することが可能であり、検知・計測した内容に異常が認められる場合には、自動的に警報を発して注意を喚起するため、運転員は必要に応じて適切な措置を採ることができる。（４）　さらに、環境中に放出される気体廃棄物及び液体廃棄物による敷地外の環境放射能を測定するため、①空間ガンマ線の線量率を連続的に測定し、また、積算線量を定期的に測定するとともに、②環境試料として、海水、海底土、海洋生物、陸水、陸士、陸上生物等を採取して、右環境試料に含まれる放射性物質濃度の定期測定を実施している。なお、右各測定結果は、福井県内の原子力発電所設置者（関西電力株式会社及び日本原子力発電株式会社）の測定結果とともに、福井県環境放射能測定技術会議において、総合的、広域的に検討され、右検討結果は公表されている。
４　原子炉施設から直接放出される放射線の抑制
ＡＬＡＲＡの考え方に基づき、周辺公衆の被ばくを合理的に達成できる限り低く抑えるためには、放射性物質の放出を抑制することに加え、内蔵する放射性物質か
ら放出される放射線による
周辺公衆の被ばくについても、できる限り低く抑える必要がある。「もんじゅ」については、以下のとおり、放射線がコンクリートや鋼板等を通過する間に減衰する性質を利用した十分なしゃへい設備を設置するとともに、放射線管理設備を設置している（乙イ第六号証八―一三―一、五ページ）。これにより、放射線が周辺に直接到達する直接線量、及び放射線が空気中の分子等により散乱されて周辺に到達するスカイシャイン（ｓｋｙ　ｓｈｉｎｅ）線量は、無視できる程度に十分小さな値となる（乙イ第六号証八―一三―四ページ、乙イ第七号証九一二、九一三ページ）。
（一）　原子炉本体からの放射線については、①原子炉容器の周囲に設置された、厚さ約二メートルの六角形筒状の鉄筋コンクリート構造物である原子炉容器室壁、及び②原子炉容器の上部に設置された、ステンレス鋼、炭素鋼等から成るしゃへいプラグ等によって遮へいする（原子炉本体しゃへい。乙イ第六号証八―一三―二ページ）。
（二）　また、原子炉容器室壁及び一次主冷却系室壁によって、一次主冷却系機器等の放射化を防止し、原子炉からの放射線を減衰させる（一次主冷却系しゃへい。乙イ第六号証八‐一三‐二、三ページ）。
（三）　原子炉容器及び一次主冷却系等を収納する原子炉格納容器の外側には、鉄筋コンクリート構造物である外部しゃへい建物を設置し、これによってその外側への放射線を更に減衰させる（原子炉格納容器外部しゃへい。乙イ第六号証八―一三―三ページ）。
（四）　原子炉補助建物、燃料取扱及び貯蔵設備等についても、壁コンクリート、水、鉄、鉛などによって必要な遮へいを行っている（乙イ第六号証八―一三―三ページ）。
（五）　さらに、周辺公衆の被ばくが十分低く保たれていることを監視するため、放射線管理設備を設置している（乙イ第六号証八―一三―五ページ）。
三　周辺公衆の被ばく線量及びこれによる公衆の影響
環境中へ放出された放射性物質は、海水中、大気中に移行し、拡散することとなるが、以下に述べるとおり、被告は、周辺公衆の被ばく線量を評価し、その結果、その値は十分に小さく、人体に何らかの影響を与えるものでないことを確認している。
１　公衆の被ばく線量の限度（公衆の線量当量限度）
（一）　国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）の勧告（乙ロ第一号証五五、五六ページ、乙ロ第二号証三、一二、二一、二六ページ、乙ロ第三号証四二、四四ページ、乙ロ第五号証一九ないし二一ページ）
ＩＣＲＰは、一九六五年と一九七七年に、公衆の被ばく線量の限度として、年間五ミリシーベルト（一九六五年当時の単位系では五〇〇ミリレム。換算に当たっては一〇〇ミリレムを一ミリシーベルトとする。以下同じ。）という値を勧告したが、その後、知見の進展等を踏まえて新たな勧告や声明を発している。現時点における昀新の勧告は一九九〇年のものである。その内容は、公衆の被ばく線量の限度を年間一ミリシーベルトとする（これは、一九八五年のパリ声明と同じである。）が、五年間における平均が年間一ミリシーベルトを超えない限り、単一年にこれよりも高い線量が許されることもあり得るとするものである（乙ロ第一号証五五、五六ページ）。
右の各勧告は、放射線防護上、いかに低い被ばく線量でも影響が生じるかもしれないとの慎重な仮定の下にされたものである（なお、右に述べた一九六五年や一九七七年の勧告が放射線業務従事者のリスクや生活上安全と考えられる行為のリスクとの比較によりされたのに対し、一九九〇年の勧告は自然放射線による被ばくの地域差が年間一ミリシーベルト程度であること等に着目してされたものである。）。
（二）　我が国における周辺公衆の被ばく線量の規制


我が国では、ＩＣＲＰの一九八五年パリ声明を受け、試験研究の用に供する原子炉等については、「線量当量限度等を定める件」三条により、法的規制値として、周辺監視区域外の線量当量限度を年間一ミリシーベルトと定めた。研究開発段階の原子炉である「もんじゅ」には、右の値が適用される。他方、原子力安全委員会（昭和五三年一〇月に同委員会に改組前の原子力委員会を含む。以下同じ。）は、ＡＬＡＲＡの考え方を尊重して、発電用軽水炉についての「線量目標値指針」（乙イ第七号証三七四ないし三七八ページ）により、周辺公衆の受ける被ばく線量の目標値（法的規制値である前記線量当量限度とは異なる。）を年間〇・〇五ミリシーベルトと定め（乙イ第七号証三七四ページ）、その評価の方法として、「線量目標値評価指針」（乙イ第七号証三七九ないし四四〇ページ）を定めた。
そして、原子力安全委員会は、高速増殖炉について、「評価の考え方」において、前記二１で述べたとおり、通常運転時の環境への放射性物質の放出量については、線量当量限度を下回ることのみならず、合理的に達成できる限り低く保つよう設計上の対策を講じるべきであるとした上で、線量の評価に当たっては、右の「線量目標値評価指針」等を参考にし得るとした（乙イ第七号証六四九ページ）。
２　周辺公衆の被ばく線量の評価値
（一）　評価方法（乙イ第六号証九―五―一ないし一九ページ）そこで、被告は、「線量目標値評価指針」を参考に、前記二３（一）で述べた放出量評価値に相当する放射性物質が年間を通して環境中に放出されると仮定して、「もんじゅ」の平常運転による周辺公衆の被ばく線量を評価した。この際に、排気筒から大気中に放出される放射性物質の拡散状況については、「気象指針」に従い、「もんじゅ」の敷地における一年間の気象観測の実測値等並びに建物及び地形による影響等を適切に考慮した。また、高速増殖炉特有のアルゴン三九、ナトリウム二二等についても、半減期や放出する放射線のエネルギー等を、ＩＣＲＰ等の文献により適切に評価をした。
（二）　評価結果
右の評価により、以下の結果が得られた
（１）　全身被ばく線量
気体廃棄物中の希ガスのガンマ線による全身被ばく線量は、排気筒から東南東へ約六九〇メートルの周辺監視区域境界で昀大となり、その被ばく量は年間約〇・〇〇〇五七ミリシーベルト（約〇・〇五七ミリレム）である。また、液体廃棄物中の放射性物質による全身被ばく量は、年間約〇・〇〇〇五三ミリシーベルト（約〇・〇五三ミリレム）とされたことから、年間の全身被ばく量の合計は約〇・〇〇一一ミリシーベルト（約〇・一一ミリレム）と評価できた（乙イ第六号証九―五―六、八ページ）。
（２）　甲状腺被ばく線量
気体廃棄物中のよう素による甲状腺被ばく線量は、排気筒から東南東へ約六九〇メートルの周辺監視区域境界に居住する幼児がその付近で栽培される葉菜を摂取したと仮定した場合に昀大となり、その被ばく線量は年間約〇・〇〇〇〇五七ミリシーベルト（約〇・〇〇五七ミリレム）となった。また、液体廃棄物中のよう素による甲状腺被ばく線量は、幼児及び乳児が原子炉施設の前面海域に生息する海産物を摂取した場合に昀大となり、その被ばく線量は年間約〇・〇〇五三ミリシーベルト（約〇・五三ミリレム）であった。そして、気体廃棄物及び液体廃棄物中のよう素を幼児又は乳児が昀大に摂取した場合の甲状腺被ばく量も、年間約〇・〇〇五三ミリシーベルト（約〇・五三ミリレム）と評価できた（乙イ第六号証九―五―一四、一七、一九ページ）。
（３）　右に述べた評価値は、「線量当量限度等を定める件」が定める周辺監視区域外の線量当量限度（年間一ミリシーベルト）を大幅に下回るものである。また「線量目標値指針」に示された、発電用軽水炉に関する線量目標値（年間〇・〇五ミリシーベルト）をも十分に下回る。
なお、後記３（一）（３）で述べるとおり、右の評価値は、自然放射線による被ばく線量の地域差（年間約〇・四ミリシーベルト。乙第二号証二九五ページ、乙ロ第八号証一一二、一一三ページ）と比べても、これをはるかに下回るものである（乙イ第四号証五〇、五一ページ）。
（４）　なお、これまでに検討した以外の被ばくの形態としては、①気体廃棄物中のよう素及び粒子状放射性物質が拡散移動する過程での外部被ばく、②気体廃棄物中のよう素及び粒子状放射性物質が地表に沈着し、これらから放出される放射線による外部被ばく、③気体廃棄物中の粒子状放射性物質の吸入及びこれらが付着した農作物等を摂取することによる内部被ばく、④気体廃棄物中のトリチウムの吸入による内部被ばく、⑤液体廃棄物中のよう素及び粒子状放射性物質による遊泳中、漁業活動中、海浜作業中等の外部被ばく等が考えられる。しかし、これらの形態による被ばくについては、これまでの他の原子力発電所の運転経験や放射線等に関する調査、研究により、その被ばく線量が被ばく線量全体に寄与するところは極めてわずかであって（乙第四号証六〇四、六〇五、六一一、六一二ページ、乙イ第七号証九一〇、九一一、九一四ページ）、前記二３（一）並びに本項（１）及び（２）で述べた被ばく形態が主要なものであることが明らかにされている。本項（１）及び（２）で述べた評価値自体が、極めて保守的な仮定に基づくものであることを併せ考えると、これらの被ばく形態を考慮したとしても、周辺公衆の受ける被ばくが、前記各評価値を上回ることは考えられない。
３　「もんじゅ」の平常運転による周辺公衆への影響
放射線の人体への影響には、確定的影響（被ばく線量の増加とともに重篤度が大きくなるものであり、①被ばく後短期間で臨床症状が現れる早期影響と、②かなり長い潜伏期を経て現れる晩発影響（ただし、発がんを除く。）とがある。）と確率的影響（被ばく線量が増えても重篤度は変わらないが、影響の発生率が増大するものであり、①被ばくした個体に生じる晩発


影響（発がん）と、②被ばくした個体の子孫に生じる遺伝的影響とがある。）とがある。前者については、被ばく線量との関係が明らかになっており、これによれば「もんじゅ」の平常運転に係る前記２（二）（１）及び（２）で述べた線量評価値程度の放射線の被ばくによって確定的影響が現れることはない。また、後者についても、以下に述べるとおり、「もんじゅ」における前記線量評価値程度の線量を被ばくした場合に、有意な確率的影響が現れるとの実証性のある知見は全く得られておらず、自然放射線被ばくの地域差からみても、その影響は全く無視することができるものである（詳細は、被告準備書面（二）二〇ないし二五ページ、同（六）七ないし一二ページで述べた。）。
（一）　低線量被ばくの人体への影響に関する知見
（１）　晩発影響
被ばくによる身体に対する晩発影響としては、白血病その他のがん及び白内障（白そこひ）等が問題となる。
晩発影響のうち、白内障については、眼に高線量の放射線を被ばくした場合（短時間に一回又は何回かに分けて合計して数シーベルト以上のガンマ線又はエックス線を被ばくした場合）には、水晶体の濁り、すなわち白内障が発生することがあるが、低線量の放射線を被ばくした場合には、白内障は発生せず、後記四１（一）で述べるしきい線量が存在することが判明している（乙ロ第一号証一九、一二二ページ）。
一方、白血病やその他のがんの発生に関し、比較的高線量を被ばくした場合については、線量と発生率との関係についてある程度の知見が得られているが、低線量の場合に有意な発生を認めるとの知見は得られていない（乙ロ第一号証二〇、二一、二三ページ）。
（２）　遺伝的影響
遺伝的影響とは、生殖細胞の中にある遺伝子が、物理的、化学的その他何らかの原因によって突然変異を生じ、その遺伝子が子孫にまで伝えられた結果、その子孫に何らかの健康上の異常をもたらすこと、あるいは、遺伝子が座を占めている染色体が同様の原因によって形態学的変化を生じ、同様に、それが子孫に伝えられた結果、何らかの異常をもたらすことをいう。放射線は、この遺伝的影響の原因の一つとなり得るものとされている。
被ばくした放射線の量とそれによって生じる人体への遺伝的影響の有無及び程度との関係については、発がんの場合と異なり、高線量の場合ですら影響があるとの
実証性のある知見は得られておらず、動
物実験あるいは試験管内実験の結果に基づき推定されるにとどまる（乙ロ第一号証二六ページ）。また、放射線被ばくが人体に与える遺伝的影響については、広島、長崎の原爆被爆者の子孫に及ぼす影響の有無に関して研究が進められているが、平均約五〇〇ミリシーベルトの線量を被ばくした被爆者集団についても、次世代に遺伝的影響が生じたとの結果は得られていない（乙ロ第六号証五〇ページ）。
（３）　自然放射線による被ばくとの対比
右に述べたように、低線量放射線被ばくによる人体への影響の有無についての実証性のある定量的な知見が得られていない現状において、「もんじゅ」の前記線量評価値程度の低線量の放射線被ばくが人体に及ぼす影響の有無を理解するに際して参考になるのが、自然放射線による被ばくの地域差である。人間は、一年間に一人当たり平均して約一ミリシーベルト（屋内のラドン等による被ばくを除く。）の自然放射線を被ばくしているが、地域や建物、生活習慣等によって大きな差がある。すなわち、自然放射線の一つである宇宙線による被ばく線量は、例えば、ブラジリア、ナイロビ、テヘラン、メキシコシティ等の高地では、東京のような低地に比べ二倍近くになる。また、大地からの自然放射線についても地域差があり、米国のデンバーでは、自然放射線による被ばく量が約二ミリシーベルト、中国の広東省のある地域では、約三ミリシーベルトとなっており、さらに、ブラジルやインドのある地方では、年間約一〇ミリシーベルトを超える所もある（乙第二号証二九四ページ、乙イ第四号証五〇、五一ページ）。我が国においても、人間が被ばくする自然放射線の量は地域によって異なり、昀小の地域で一人当たり年間約〇・八ミリシーベルト、昀大の地域で年間約一・二ミリシーベルトとされる（屋内のラドン等による被ばくを除く。乙第二号証二九四、二九五ページ、乙ロ第七号証五、六ページ、乙ロ第八号証一一二、一一三ページ）。そして、右の自然放射線による被ばく線量が異なる地域を相互に比較してみても、晩発影響や遺伝的影響の発生率に有意な差は全く認められていない（乙第二号証二九四ページ、乙ロ第七号証六ページ、乙ロ第九号証七四、七五ページ）。右のことから、放射線の被ばく量に、右の地域間の自然放射線量の差程度の変動が生じたとしても、これによって人の生命・身体に影響があるとはいうことはでき
ず、その影響は
、無視できる程度のものであるということができる（乙ロ第四号証一一ページ）。「もんじゅ」の運転に伴って周辺公衆が受ける可能性がある被ばく線量の昀大値は、前記２（二）（１）及び（２）で述べたとおり、①全身被ばく線量が年間約〇・〇〇一一ミリシーベルト、②甲状腺被ばく線量が年間約〇・〇〇五三ミリシーベルトであるが、右は、我が国における自然放射線による被ばく線量の地域差（年間約〇・四ミリシーベルト）と比べてもはるかに低く（右の①と②を合わせても、約六〇分の一にすぎない。）、これによって人の生命・身体に影響があるということはできない。
（二）　まとめ
以上を総合すると、「もんじゅ」の前記線量評価値程度の低線量の被ばくによる人体への影響については、これを無視することができ、原告らの生命・身体に何らかの影響を及ぼすということはない。
四　原告らの主張について
原告らは、低線量放射線の影響に係る種々の研究論文を挙げ、「もんじゅ」の線量評価値程度の低線量の放射線によっても、原告らの生命・身体に危険が及ぶ旨を主張する。
しかし、低線量放射線が人体に影響を及ぼす旨の実証性のある定量的な知見が得られていないことは既に、三３（一）（１）及び（２）で述べたとおりである。以下では、念のため、原告らが挙げる研究論文のうち、主なものについて、それが原告らの主張の根拠とならないことを指摘する。
１　プレストンとピアスの一九八七年報告書について


（一）　原告らは、プレストン（ｐｒｅｓｔｏｎ）とピアス（ｐｉｅｒｃｅ）の「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題する一九八七年報告書（甲第一二号証）を挙げ、右報告毒よれば、放射線による確立的影響には「しきい値」（放射線の人体に対する影響はある限度以上の線量を被ばくした場合にのみ現れ、これを下回る低い被ばく線量では人体には影響がないとされる場合の限度。しきい線量ともいう。）は存在せず、低線量域をも含めて線量とリスクとは比例関係にあることが明らかになったとして、「もんじゅ」の線量評価値程度の低線量の被ばくによっても、原告らの生命・身体に危険が及ぶ旨主張する（原告ら準備書面の一四の第二、三）。
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり、右報告書に対する曲解に基づくものであり、失当である。
すなわち右報告書は、広島・長崎の原爆よる放射線被ばく集団に関する昀新データを基に、一九六五年に開発された暫定線量推定方式（通称Ｔ六五Ｄ）と一九八六年に開発された線量推定方式（通称ＤＳ八六）を用いて、両方式による発がんリスク評価の比較を行ったものである。したがって、右報告書において扱われているのは、「もんじゅ」における前記全身被ばく線量年間評価値のおよそ一〇〇万ないし二〇〇万倍に当たる一ないし二シーベルトという高線量・高線量率の被ばくに関するものである。
プレストンらが、右報告書において、高線量域でのリスクを基に、低線量域まで線量とリスクとが比例関係にあるとの仮定を前提として評価を行っているのは、保守的な結果が得られるよう右の仮定をおいている（甲第一二号証一、二、三四ページ）に過ぎず、右報告書は、低線量域において、線量とリスクとが比例関係にあることを論証したものではないし、右の仮定がどの程度の低線量域まで妥当するか、あるいはそもそもしきい線量が存在するか否かを明らかにしたものではない。プレストンら自身も、右報告書において、原爆被爆者のデータから、低線量被ばくと発がんのリスクとの関係がどのようになるのかはほとんど推論できないことを認めている（甲第一二号証三一ページ）。
また、放射線影響研究所が一九八八年に発行した寿命調査第一一報第二部は、高線量域で得られたリスク係数を基にして低線量域でのリスクを外挿することは困難であるとし、〇・二グレイ未満（グレイは任意の物質中の放射線の吸収線量であるため、単純に他の単位に換算し得ないが、一定の条件を与えて便宜換算すると、〇・二グレイは二〇〇ミリシーベルトに相当する。）では、リスク係数の増加はいずれのがん部位においても統計学的に有意ではないとして、右の値未満での発がんのリスクを肯定するには至っていない（乙ロ第一〇号証三八ページ）。さらに、ＩＣＲＰは、放射線影響研究所の右各報告書を検討した結果、日本人調査集団における統計学的に有意な「がん」の過剰は、九五パーセント信頼レベルでは、二〇〇ミリシーベルト（約〇・二シーベルト）以上の線量で認められ、それより低い信頼レベルでも、五〇ミリシーベルト（〇・〇五シーベルト）程度の線量で認められる（乙ロ第一号証二〇ページ）とし、五〇ミリシーベルト以下のデータについては、その信頼性を認めていない。
（二）　なお、原告らは、プレストンとピアスの前記報告書により、Ｔ六五Ｄは放射線の影響を過小に評価するものであることが明らかになり、これに依拠して行われたＩＣＲＰの勧告には、がん発生等のリスクを不当に低く見積った誤りがあるとも主張する（原告ら準備書面一四の第二、三）。しかし、一九九〇年の前記ＩＣＲＰの勧告は、それまでに公表されたＤＳ八六やプレストンらの前記報告書等を含め、放射線の生物に対する影響に関する多くの研究を検討の対象とした上で行われたものであるから（乙ロ第一号証二、三、一七ページ）、原告らの右主張は前提を誤るものであって理由がない。すなわち、前記ＩＣＲＰの勧告は、しきい値があるとの確証も得られていないことから（乙ロ第一号証二一ページ）、放射線防護の見地に立って低線量被ばくをも考慮するものの、低線量リスクの定量的な推定に役立つ調査はほとんどなく（乙ロ第一号証二一ページ）、かえって、その影響について、高線量・高線量率下の影響と同様の比例関係は成立しないとの見解が多数であることから、低線量・低線量率下の影響を一定の係数で減じる線量・線量率効果係数ＤＤＲＥＦという考え方を導入した。そして、ＤＤＲＥＦ値については、これを五あるいは一〇とする見解（すなわち低線量・低線量率下の影響については、高線量・高線量率下の影響を比例的に減じた値の更に五分の一、あるいは一〇分の一とする見解）もあるところ、同勧告は、保守的である可能性を想定しつつこれを二と定めた。そしてこれに基づき、継続的被ばくによるリスクを評価したところ、五ミリシーベルトの継続的被ばくでも年齢別死亡率の増加は非常に小さいとされたこと、自然放射線源からの実効線量の地域差は年間約一ミリシーベルトであり、この程度の線量レベルを容認不可とまでいうことはできないこと等を総合的に考慮して、年一ミリシーベルトを勧告値としたものである（乙ロ第一号五五ページ）。
ＩＣＲＰの勧告値あるいはＤＤＲＥＦ値について、何らの根拠もなく適当に定めたとの非難（Ｐ５調書（一）九丁表ないし一〇丁表）は当たらない。（三）　これらを総合すると、広島・長崎における原爆の影響評価の見直しを前提としても、公衆の被ばく線量の限度年間一ミリシーベルトを容認し得るとした前記ＩＣＲＰの勧告の妥当性は失われず、これをも大幅に下回る「もんじゅ」の前記線量評価値程度の低線量の被ばくによって（全身被ばく線量年間約〇・〇〇一一ミリシー
ベルトと甲状腺被ばく線量年間〇・〇〇五三ミリシーベルトとを合わせても、前記ＩＣＲＰの勧告値（年間一ミリシーベルト）の一五〇分の一以下である。）、周辺住民の生命・身体に影響が及ぶものでないことは明らかである。２　その他の原告らが挙示する調査・研究例について


原告らは、スチュワート（Ｓｔｅｗａｒｔ　スチュアート）、マンクーゾ（Ｍａｎｃｕｓｏ　マンクーソー）及びロートブラット（Ｒｏｔｂｌａｔ　ロットブラット）が行った各調査、研究により、ＩＣＲＰにおける放射線の人体に対する影響の評価、すなわち発がん等のリスク評価の誤りが明らかにされた旨主張する（訴状一四三、一四四ページ、原告ら準備書面一一の第二の四１（二）。なお、スチュアートの調査、研究については甲ロ第九号証が提出されているが、マンクーソー及びロットプラットの調査、研究について、甲号証の提出はない。）。しかしながら、右の各調査・研究は、以下に述べるとおり、権威ある機関により、その判断の過誤や統計学上の弱点が指摘されるなど、その信頼性に欠けるものであり、原告らの右主張の根拠になるものではない。
（一）　スチュアートの調査・研究について
スチュアートは、小児がんの超過発生事例を挙げ、これは、小児がその胎児期に低線量の放射線被ばくをしたことが原因であるとした。しかし、「米国放射線防護測定審議会（ＮＣＲＰ）」は、その一九七七年報告書において、スチュアートが挙げる小児がんの超過発生は、胎児期に受けた低線量被ばくに起因するというよりは、むしろ、放射線以外の要因による可能性があるとして、スチュアートの右見解を否定した（乙ロ第一一号証（和訳）三、四ページ）。また、ＩＣＲＰの放射線影響専門委員会も、一九八一年会議において、小児がんの原因を胎内被ばくによるものと判断することは誤りであって、小児がんの発生にとって放射線以外の要因の方が重要であるとするトッター（Ｔｏｔｔｅｒ）らの見解を支持した（乙ロ第一二号証八ページ）。
さらに、ＩＣＲＰは、その一九九〇年勧告において、スチュアートの右見解や（二）で述べるマンクーソーの見解を含め，低線量被ばくについて種々の調査・研究があるものの、右調査・研究には方法論上の問題があること、その解釈上問題があること等から、定量的根拠となるほど強力なものではないとしている（乙ロ第一号証一六七、一六八ページ）。
（二）
マンクーソーの調査・研究について
マンクーソーは、ハンフォード原子力施設に従事した経験を有する者の多発性骨髄腫等の発生は、放射線被ばくによるものであるとの見解を示した。しかし、ＩＣＲＰの放射線影響専門委員会は、一九七九年会議において、体内被ばくや医療被ばくを全く考慮していないこと、発がんまでの潜伏期を考慮していないこと、ハンフォード原子力施設においては多発性骨髄腫及びすい臓がんの死亡が多いが、これは放射線以外の原因（例えばかつて取り扱っていた化学物質）を考えた方がよいこと等を理由として、マンクーソーの右見解は信用するに足りないとした（乙ロ第三号証二三五ページ）。
また、米国アカデミー米国研究審議会の「電離放射線の生物学的影響に関する委員会（ＢＥＩＲ委員会）」も、一九八〇年の報告書において、その根拠とする調査対象事例が極めて少なく統計学上の弱点を有していること、仮にマンクーソーの右見解が正しいとするならば、多発性骨髄腫やすい臓がんが、自然放射線被ばくによって現実とは比べものにならないほどに発生していなければならないことになり、論理的に信じられないこと等を理由に、マンクーソーの右見解を否定した（乙ロ第一四号証三四四ページ）。
なお、証人Ｐ５は、ニール（Ｋｎｅａｌｅ）とスチュアートのハンフォード原子力施設に関する論文（甲ロ第九号証）が、線量率が低いと放射線によってがんになる割合が低くなるとの考えには賛同できないとしていること等を挙げて、低線量においてもがんの発生が顕著であることが明らかになった旨を証言する（Ｐ５調書（一）一〇丁表、同裏）。
しかし、右論文は、「原子放射線の影響に関する国連科学委員会（ＵＮＳＣＥＡＲ）」の一九九四年報告書において、非標準的かつ不適切な統計手法を用いたものであるとされており（乙ロ第九号証七〇、七一ページ）、これによって低線量領域におけるがんの発生が実証されたということはできない。
（三）　ロットブラットの調査・研究について
ロットプラットは、一九七八年に「ＴＨＥ　ＢＵＬＬＥＴＩＮ　ＯＦ　ＴＨＥＡＴＯＭＩＣ　ＳＣＩＥＮ‐ＴＩＳＴＳ（原子力科学者紀要）」に投稿した「Ｔｈｅ　ｒｉｓｋｓ　ｆｏｒ　ｒａｄｉａｔｉｏｎ　ｗｏｒｋｅｒｓ（放射線業務従事者に対するリスク）」と題する論文（乙ロ第一五号証）において、すべてのがん死
に対するリスクとして、一〇〇万
人・レム当たり八〇〇人という値を示した。
ロットブラットが示した右の値は、広島原爆投下後、三日以内に市内に入った人々の被ばく線量を幾つかの単純な仮定を置いた上で評価し、白血病によって死亡した人数との関係から一〇〇万人・レム当たり二四〇人との値を求め、更に対象者の三分の一は原爆被爆犠牲者に与えられる利益を得るため虚偽の申告をしていると仮定して、白血病による死亡のリスクを一〇〇万人・レム当たり一六〇人と推定し、その上でこれを五倍したもの（乙ロ第一五号証（和訳）二ページ）である。しかしながら、右論文については、白血病による死亡のリスクを推定する方法や根拠となる具体的なデータが全く明示されていないばかりでなく、出典の明らかなデータについてもその不確実性を無視しているとともに、右の結論を導くのに好都合の数値や仮定のみが引用されていることなどから、信頼するに足りるものではない（乙ロ第一五号証（和訳）二、三ページ、乙ロ第一六号証四五〇、四五九ページ）。
（四）　ウイング、ガードナーの調査・研究について


証人Ｐ５は、米オークリッジ国立研究所（ＯＲＮＬ）の職員の死亡率に関するウイング（Ｗｉｎｇ）の論文（甲ロ第一〇号証一ページ）によれば、放射線被ばく後二〇年に達すると放射線とがんの死亡率との間に相関が認められるとして、長期間にわたり調査を行えば放射線の人体への影響が認められる旨を証言し、また、英国セラフィールド核施設周辺の子供たちに生じた白血病等に関するガードナー（Ｇａｒｄｎｅｒ）らの論文（甲ロ第一六号証二二ページ）により、放射線による遺伝的影響が明らかになった旨を証言する（Ｐ５調書（一）一一丁裏ないし一二丁裏、一四丁裏、一五丁表）。
しかしながら、右の各論文は、以下に述べるとおり、低線量放射線の人体への影響を実証したものではない。
（１）　ウイングの右論文については、ＵＮＳＣＥＡＲの一九九四年報告書によって、がん死亡率と有意な相関が認められるのは、喫煙と考えられるとされた（乙ロ第九号証七一ページ）。
（２）　また、ガードナーらの前記論文について、ＵＮＳＣＥＡＲの一九九三年報告書は、他の集団で得られた昀近の結果がガードナーらの結論を支持していないこと、セラフィールド施設で働く父親とその子供の白血病との相関の統計的増加は、わずか四人の子供に見られる白血病に基づいているに過ぎず、大部分の他の白血病の子供の父親は他の工場施設で働いていたことから、被ばくした親についての他の観察結果と整合しないこと、一〇ミリシーベルト程度の放射線量が白血病を誘発するものならば、同じ線量で同じ集団に別の疾患が誘発されると予測されるが、セラフィールドではそのような他の遺伝病の発生が報告されていないこと等から、ガードナーらの結論が正しいとはいえないとした（乙ロ第一七号証七六五、七六六ページ）。
（五）　以上のとおり、ＩＣＲＰの勧告値（年間一ミリシーベルト）程度の低線量被ばくによって人体に重大な影響が生じるとの実証性のある調査等はなく、右勧告値をも大き＜下回る「もんじゅ」の平常時被ばくによって、原告らの生命・身体に危険が及ぶとする原告らの主張に理由のないことは明らかである。
３　人工放射性核種による影響について
原告らは、人工放射性核種には、生体内に入りやすく、蓄積、濃縮されやすいものがあることから、自然放射性核種と人工放射性核種とを直接比較することはできず、また、人体は、自然放射性核種に対してはある種の適応性を獲得しているが、人工放射性核種はそうではないから、自然放射線の地域差を根拠に、「もんじゅ」の線量による影響を評価することは合理性を欠く旨主張し（原告ら準備書面（七）四四ないし四七ページ）、甲ロ第八号証八〇ページにはこれに沿う記載がある。しかし、右の主張や書証の記載には、何らの根拠もない。放射線が人体に与える影響は、自然放射線、人工放射線を問わず、放射線の種類に応じ線質等の違いによる重み付けをした線量当量という共通の尺度を用いて評価が行われており（乙ロ第三号証六ページ）、前述した公衆の被ばく線量の評価も、人工放射性核種の環境中、生体中の挙動を考慮して行ったものである（乙イ第六号証九―五―一ないし一九ページ）。
被告は、人工放射性核種の性質を考慮した上でその影響を合理的に評価しているのであって、原告らの主張は失当である。
４　プルトニウムについて
原告らは、プルトニウムが放射性物質の中で昀も毒性の強い物質であって、これを十分管理することはできず、危険である旨を主張し（訴状二二八、二二九ページ）、証人Ｐ５はこれに沿う証言をする（Ｐ５調書（一）一五丁裏ないし一七丁裏）。
しかしながら、右の主張は、以下に述べるとおり、「毒性」という言葉でいたずらにプルトニウムの危険性を強調するに過ぎず、プルトニウムを燃料として用いる「もんじゅ」の危険性を何ら具体的に根拠づけるものではない。（一）　プルトニウムは、生体等に大きな被ばく影響を与えるアルファ線放射性核種（崩壊するときに、アルファ線を出す物質）であり、右核種には、プルトニウムのほか、天然に存在するウラン、ラジウム、ラドンなども含まれる。これらを比較すると、プルトニウムの比放射能（単位質量当りの放射能）は、ウランのそれに比べればはるかに高いものではあるが、長年にわたって医療用にも用いられてきたラジウムのそれよりは低い（乙ロ第一八号証六七ないし六九ページ）。また、アルファ線は、その透過力が弱く、皮膚を通り抜けることすらできないため、生体が大きな被ばくの影響を受けるのは、アルファ線放射性核種が吸入等により体内に摂取され、これが肺等の臓器に留まった場合に限られる。
（二）　「もんじゅ」において、プルトニウムは炉心の燃料中に存在するが、右のプルトニウムは、前記第一の二２（二）（２）イで述べた多重防護の考え方に基づき、燃料ペレットとして強固に焼き固められた状態でステンレス鋼製の燃料被覆管の中に収められ、さらにその上に安全確保対策が幾重にも講じられていることからも、平常運転時はもとより、事故時においても、「もんじゅ」の運転によって、プルトニウムが環境に放出されることはない。
（三）　なお、原子力安全委員会は、「プルトニウムに関するめやす線量について」と題する決定により、立地評価のために、プルトニウムのめやす線量を定めるとともに、プルトニウムの物理化学的性質や生体内挙動を考慮した人体への影響評価の評価方法を定めている（乙イ第七号証六三七ないし六四六ページ）。右のめやす線量は、原子力施設と周辺公衆との離隔の妥当性を評価する観点から、プルトニウムの放出を仮想した場合であっても、周辺公衆の健康に影響を与えないようその線量の限界値を示したものであるが、被告は、立地評価のための仮想事故として、プルトニウムの一定量が原子炉容器外に放出されることをあえて仮想した場合であっても、これによる公衆の被ばく線量は、右めやす線量を十分下回っていることを確認している（乙イ第六号証一〇―五―一五ないし二〇ページ）。
五　まとめ
被告は、「もんじゅ」が平常運転に伴って環境中に放出する放射性物質について、「線量当量限度等を定める件」や「評価の考え方」、その他の原子力安全委員会の決定に従い、右の放射性物質の放出量を合理的に達成できる限り低く保ち、公衆の安全を確保すべく、その設計上の対策として放射性物質の出現の抑制・処理設備等を設置するとともに、放出管理目標値を定め、これを下回るように放出管理を行っている。


また、右の放射性物質による公衆の被ばく線量を保守的に評価しても、その線量評価値は、周辺監視区域外の線量当量限度はもとより、我が国の自然放射線の地域差をもはるかに下回っており、人体に影響を及ぼすものではない。したがって、「もんじゅ」の平常運転時の安全性は十二分に確保されており、「もんじゅ」が平常運転時に環境中に放出する放射性物質によって、原告らの生命・身体に危険が及ぶとする原告らの主張は理由がない。
第三　自然的立地条件に係る安全確保
原子炉施設において、内蔵する放射性物質の有する潜在的危険性を顕在化させないためには、地震等の自然現象に対しても、右放射性物質を環境に異常に放出することのないよう、その安全性が十分確保されていることが必要である。被告は、「もんじゅ」を設置するに当たり、本件敷地及び敷地周辺の地質、地盤、地震、気象、水理等の自然的立地条件について、過去の記録の調査や現地調査等に基づいて十分検討を加え、本件敷地の地盤が「もんじゅ」の設置に対し十分な安定性を有することを確認した上、地震等、本件敷地において将来合理的に想定される昀も過酷な自然力に対しても、施設の安全が十分確保されるよう設計し、設置した（被告準備書面（二）、（五）など）。
被告は、本項において、自然的立地条件のうち特に重要とされる地質、地盤及び地震との関係で「もんじゅ」の安全性が十分確保されていることを述べる。また、原告らは、被告が行った断層等の評価や耐震設計等に誤りがあり、地震の際に施設が破壊されるなどして、原告らの生命・身体に危険が及ぶ旨主張するので、右主張には何らの根拠もないことを明らかにする。
一　地質、地盤に係る安全確保
原子炉施設を設置するに当たっては、設置する場所について、大きな事故の誘因となるような事象が過去になく、将来においてもあるとは考えられないこと、また災害を拡大するような事象も少ないことが必要とされる（乙イ第七号証三ページ）。これを本件地盤の問題に適用すると、①本件敷地付近及び敷地周辺におい
て、将来、土地の大きな陥没や火山活動
など、大きな地変が発生し、本件敷地に影響を及ぼすおそれのないこと、②本件敷地付近において地すべりや山津波などが発生し、「もんじゅ」に損傷を与えるおそれのないこと、及び③敷地周辺で想定される地震等によって、本件敷地の地盤が崩壊するおそれのないことが重要である。
本件敷地は、若狭湾に面する敦賀半島北端部に位置するが、被告は、①本件敷地中心から半径約三〇キロメートルの範囲の「敷地周辺の地盤」、②本件敷地中心から約一キロメートルの範囲の「敷地付近の地盤」、及び③原子炉を設置する場所の地盤の三つに分けて、詳細に地質・地盤調査を行い、以下に述べるとおり、地盤に係る諸条件が、施設の健全性を損なうような大きな事故の誘因となるおそれのないことを確認した上で「もんじゅ」を設置した（後記三３で述べるとおり、地震及び活断層の検討に当たっては、更に広い地域を調査対象とした。）。
１　本件敷地周辺の地質、地盤の安定性
被告は、本件敷地周辺の地質及び地質構造について、文献調査、空中写真判読、地表地質踏査等を行った。その結果、本件敷地周辺は地質的に安定していると認められた（乙イ第六号証六―三―一ないし二七ページ）。また、敦賀半島地域には、有史以来大きな地変は認められておらず、現在もその徴候は認められない。以上のことから、本件敷地周辺において、事故の誘因となるような大きな地変が発生するおそれはない。
２　本件敷地付近の地質、地盤の安定性
（一）　被告は、本件敷地付近について、空中写真判読及び詳細な地表地質踏査を実施し、さらに、原子炉建物背後の山地及び盛土予定地について、ボーリング調査及び試掘坑調査等を実施し、さらに、試掘坑内での平板載荷試験等を実施した。その結果、本件敷地付近の地質、地質構造等は、要旨以下のとおりと認めた（乙イ第六号証六―三―二八ないし三一ページ）。
（１）　敦賀半島北部の基盤は、大部分花闇岩類によって構成され、花崗岩類の貫入時期は中生代末期から新生代古第三紀初期である（乙イ第六号証六―三―二九、四四ページ）。
（２）　空中写真で判読した本件敷地付近のリニアメント（空中写真判読によって認められる線状模様の地形。第九図参照）のうち、延長約二キロメートル以上のものについて現地踏査を実施した結果、リニアメントに対応する断層は認められなかった（乙イ第六号証六―三―三〇ページ）。
（３）　原子炉建物背後
の山地は、中生代から新生代第三紀初期にかけて貫入したほぼ堅硬、均質な黒雲母花崗治岩から構成され、すべり面となるような不連続部は存在しない。また、試掘坑調査により、山地の主たる節理の方向が、切取斜面の側ではなく、それと反対方向の山側に傾くいわゆる差し目の状態になっていることを確認した（乙イ第六号証六―三―三一ページ、Ｐ２調書（一）一九丁裏、二〇丁表）。（二）　以上によれば、原子炉建物背後の切取斜面や盛土斜面を含む本件敷地付近の地盤は十分な安定性を有しており、本件敷地付近において、「もんじゅ」に損傷を与えるような地すべりや山津波などが発生するおそれはない（乙イ第六号証六―三―三一ページ）。
（三）　なお、平成一〇年九月二二日、台風七号の影響による集中豪雨のため、本件敷地内にある第二管理棟の奥の斜面の一部に土砂崩れが発生し、斜面に近接して設置されていたプレハブ建物の一階居室の一部に土砂約二立方メートルが流入した。
しかし、右土砂崩れの発生箇所は、「もんじゅ」への影響が懸念される場所ではない（乙ハ第一三号証二枚目）。また、「もんじゅ」への影響が懸念される場所については、前記のとおり十分な確認を行うとともに、原子炉建物背後の切取斜面や盛土斜面については、地すべりの防止対策や、地下水位を低下させる対策も講じているから（乙ハ第一二号証三ページ）、右土砂崩れの発生は、地すべりや山津波によって「もんじゅ」が影響を受けることはないとした前記結論を左右しない。
３　「もんじゅ」設置場所の地質、地盤の安定性


（一）被告は、「もんじゅ」を設置する場所の岩盤（基礎岩盤）について、地表地質踏査、地表弾性波探査、ボーリング調査、試掘坑調査、トレンチ調査、岩石試験（一軸圧縮試験、引張り試験等）及び岩盤試験（弾性波試験、平板載荷試験、岩盤せん断試験等）等を行った。その結果、「もんじゅ」設置場所の地質、地質構造等は要旨以下のとおりと判断した（乙イ第六号証六―三―三六ないし四〇ページ、Ｐ２調書（一）七丁裏ないし一九丁裏）。
（１）　「もんじゅ」の基礎岩盤は、被告が用いた岩級分類（電研式岩盤分類（Ｐ２調書（一）添付③、甲ハ第三号証三二ページの表一・三・一））によると、その大部分がＣＨ級ないしＢ級の堅硬、均質な花崗岩から構成されている（乙イ第六号証六―三―三六ページ）。
ところで、右岩級分類では、ＣＨ級は「やや不良」
、ＣＬ級以下は「不適」とされている（甲ハ第三号証三二ページ）。しかし、これは、ダム建設を念頭に置いて、岩盤の相対的強度を示したものである。コンクリート製のダムを設置した場合に岩盤にかかる重量は、原子力発電所の場合とは比較にならないほど巨大である（Ｐ２調書（二）八丁表、Ｐ１調書（二）九六丁表）。原子力発電所の重量を前提にした場合の岩盤の実際の強度は、後述するように岩盤試験によって求められる（Ｐ２調書（一）一〇丁表、同裏。これは、右岩級分類以外の分類方法の場合でも同じである。）。そこで被告は、以下に述べるように、岩級ごとに岩盤試験を行い、実際の強度を求め、「もんじゅ」の基礎岩盤が、「もんじゅ」施設を設置するための十分な支持力等を有することを確認した。（２）　岩級ごとに岩盤試験（平板載荷試験）を行った結果、基礎岩盤の大部分を占めるＣＨ級以上の基礎岩盤は昀大二一〇キログラム毎平方センチメートルの荷重に対しても破壊には至らず（なお、約四分の一を占めるＣＭ級も同様である。）、「もんじゅ」が、常時接地圧約五キログラム毎平方センチメートル、地震時の昀大接地圧約一四キログラム毎平方センチメートルであるのに対し、十分な支持力を有する。また、ＣＬ級及びＤ級の岩盤についても、その分布状態を考慮した安定解析によって、地震時の支持力に対する安全性に影響のないことを確認した（乙イ第六号証六―三―三八、三九ページ）。
（３）　岩級ごとに行った岩盤試験（岩盤せん断試験）に基づき、地震時の基礎底面岩盤のすべり抵抗カを求めたところ、約二一・五×一〇の五乗トンであるのに対し、予想される昀大の地震動（後記三４の基準地震動Ｓ２）により原子炉建物基礎底面に作用する昀大せん断力は約四・三×一〇の五乗トンであるから、「もんじゅ」の基礎岩盤は、地震時のすべりに対し十分な安全性を有する（乙イ第六号証六―三―三九ページ）。
（４）　基礎岩盤の大部分はＣＨ級以上であり、ＣＬ級以下の岩盤も一部存在するがその割合は少なく、堅硬な岩盤の間に分散しているから、基礎岩盤が不等沈下することはない（乙イ第六号証六―三―三九、四〇ページ）。（二）　右によれば、「もんじゅ」の基礎岩盤は、「もんじゅ」を設置するための十分な安定性、安全性を有することが明らかである。
４　まとめ
以上のとおり、「もんじゅ」の敷地の地盤、敷地付近の地盤及び敷地周辺の地盤はいずれも健全であり、地すべり、山津波、地盤の崩壊等によって、「もんじゅ」施設の健全性が損なわれるおそれはない。
二　地質、地盤に係る原告らの主張の失当性
原告らは、本件敷地付近の地質、地盤及び「もんじゅ」設置場所の地盤は劣悪であり、地震時に変位が予想され、また豪雨、地震時に斜面崩落のおそれがある旨を主張するが、以下に述べるとおり失当である。
１　本件敷地周辺の地質、地質構造について
（一）　原告らは、本件敷地周辺には、白木―丹生間にほぼ南北方向に延びる延長約四キロメートルのリニアメント（以下「白木―丹生リニアメント」という。）が存在するほか、立石―浦底間にもリニアメントが、また本件敷地の近傍にやや不明瞭な三本のリニアメントが存在することなどを理由に、本件敷地は多数の断層に取り囲まれており、これらは活断層であって、その活動によって「もんじゅ」の施設が破壊されるおそれがある旨主張する（訴状三七二ページ、原告ら準備書面（一三）二（一）四３）。
しかし、リニアメントは、断層の活動によって形成される場合もあれば、浸食等によって形成される場合もあることから、リニアメントに対応する活断層が存在するか否かは、断層変位を特徴づける他の地形的特徴の有無や詳細な地表踏査の結果に基づき判断する必要がある（Ｐ２調書（一）三〇丁裏ないし三二丁裏、乙ハ第一号証九、一〇ページ）。
以下に述べるとおり、原告ら指摘の各リニアメントについては、これに対応する断層が存在しないから、原告らの主張は理由がない。
（二）　白木―丹生リニアメントについて
（１）　白木―丹生リニアメント（第九図参照）は、「〔新編〕日本の活断層」において「確実度Ⅲ」、すなわち「活断層の可能性がある」リニアメントに位置づけられている（乙ハ第一号証二六七ページ）。
しかし、右の「確実度Ⅲ」とは、「活断層の可能性があるが、変位のむきが不明であったり、他の原因（中略）によってリニアメントが形成された疑いが残るもの」とされ、「活断層であることが確実な」リニアメントである「確実度Ⅰ」、あるいは「活断層であると推定される」リニアメントである「確実度Ⅱ」に対し、「活断層でない可能性が大きい」ものに位置づけられる（乙ハ第一号証九、一〇ページ）。
（２）　そこで被告は、白木―丹生リニアメントに対応する活断層が存在するか否
かを判断するため、付近の地質等について詳細
な調査を行い、以下のことを確認した（乙イ第六号証六―三―三〇ページ、Ｐ２調書（一）三六丁表ないし三八丁裏）。
ア　右リニアメント沿いに、断層の存在を特徴づけるような変位地形は認められなかった（乙イ第六号証六―三―三〇ページ）。
イ　右リニアメントに対応する位置に、粘土化した花崗岩が所々認められたが、粘土化した花崗岩の中には、元々の花崗岩の岩石組織がそのまま残されていた（Ｐ２調書（一）三六丁裏、三七丁表）。


ウ　右粘土化した部分を覆う地層（第四紀層の堆積層）に、活断層運動による変位は認められなかった（乙イ第六号証六―三―三〇ページ、Ｐ２調書（一）三六丁裏）。
（３）　リニアメントが断層運動によって形成された場合には、その力学的作用によって元々の岩石組織は破砕されるのが一般的であるが、右のとおり、粘土化部分の岩石組織は破砕されていないこと、その他断層の活動の存在を示唆するような地形的特徴が認められないことなどを総合すると、右リニアメント上に所々見られる粘土化した部分は、断層活動以外の原因で生じた節理面（岩石の割れ目）を有する花崗岩が、熱水変質作用（地下深部の温度の高い水溶液等により、岩石を構成している鉱物が化学的に変質して新しい鉱物が生じる作用。）を受けて生じたものと考えられ（Ｐ２調書（一）三八丁表）、他に右リニアメントに対応する断層が存在することを根拠づけるものはない。
したがって、白木―丹生リニアメントについては、右の理由で粘土化した軟弱な部分が選択的に浸食されることによって低地帯が形成され、その端部が線状模様になった地形であると考えるのが合理的であり、活断層の活動によって形成された地形ではないというべきである（乙イ第六号証六―三―三〇ページ、Ｐ２調書（一）三七丁裏）。
（三）　他のリニアメントについて
被告は、白木―丹生リニアメント以外の三本のリニアメントについても現地踏査を実施したところ、リニアメントの延長線上に、局所的に、幅数センチメートルないし数十センチメートル程度、比較的連続性があるもので幅二メートル以下の粘土化帯が認められた。断層活動によって生じたリニアメントであれば、これに沿って破砕帯等が続くと考えられることから、粘土化帯をリニアメントが走行する方向に追跡したところ、破砕帯は認められず、未変質部分が現れ、堅岩露頭が分布してい
るのを観察できた（乙イ第六号証六―三―
三〇ページ）。
他に断層の存在を特徴づけるような変位地形も認められないから、これらのリニアメントは断層の活動によって形成された地形ではないと判断するのが合理的である（Ｐ２調書（一）三八丁裏）。
なお、立石―浦底間のリニアメントは、平成三年に発刊された「〔新編〕日本の活断層」において確実度Ⅲから確実度Ⅰに変更された（甲ハ第二三号証七一岐阜の図）。しかし、右リニアメントは、長さが約四キロメートルと短いから、これが活断層であるとしても「もんじゅ」の地盤の健全性に影響を及ぼすものではないし、また、これによる地震を想定したとしても、後述する「もんじゅ」の耐震設計のために考慮した基準地震動に十分包絡される。したがって、右記載の変更は、「もんじゅ」の地盤及び耐震上の安全性に何ら影響を及ぼすものではない。
２　「もんじゅ」設置場所の地盤について
原告らは、「もんじゅ」設置場所の地盤が劣悪であることをるる主張するが、以下に検討するとおり、その主張はいずれも具体的な根拠に基づくものではなく、失当である。
（一）　岩盤良好度評価について
原告らは、ボーリング調査を基にした岩盤良好度評価（ＲＱＤ評価）によれば、原子炉を設置する計画標高付近では、「非常に悪い」、「悪い」が圧倒的に多く、総合評価をすると、右の付近の花崗岩類の岩質は劣悪である旨主張する（訴状三七一ページ）。
ＲＱＤ評価とは、ボーリングコアを採取した際に、長さ一〇センチメートル以上のコアがどの程度採取されたかによって岩盤の良好度を評価しようとするものであり、岩盤試験等の手法が確立される以前に重視されていた評価方法であるが、これによって、岩盤の強度を直接に判断し得るものではない（Ｐ２調書（二）七丁表、同裏）。
「もんじゅ」の基礎岩盤については、前記一３（一）（２）及び（３）で述べたとおり、岩級ごとに行った岩盤試験の結果に基づき、十分な支持力、せん断抵抗力等が認められており、原告らの主張は理由がない。
（二）　粘土化帯等について
原告らは、「もんじゅ」設置場所で採取されたボーリングコア中に粘土や鏡肌等が認められたことから、「もんじゅ」直下の岩盤は、断層活動によって粉砕されている旨主張する（原告ら準備書面（三二）四、五ページ）。しかし、右の粘土を含む部分（粘土化帯）については、相互に特定方向へ連続す
る関係は認められないことなどから、前記１（
二）（３）で述べた白木―丹生リニアメント上の粘土化部分が生じた理由と同様、断層運動によって生じた破砕帯が粘土化したものではなく、岩石の節理に圧力のかかった熱水が入り、変質して生じた劣化部であると考えられる（乙イ第六号証六―三―三六ページ、Ｐ２調書（二）一二丁裏）。なお、設置許可申請書のボーリング柱状図には、破砕帯がある旨の記載があるが（乙イ第六号証六―三―一六八ページ）、同図では、右破砕部にはピンク粘土があるとされていること等から、右破砕部は、圧力がかかった熱水が入ったときの破砕であると認められるのであって（Ｐ２調書（二）一五丁表ないし一六丁裏）、断層運動によって生じた破砕帯ではない。また、粘土化帯部分の一部に条線（条痕）や鏡肌が見られるものの、それらはごく一部に過ぎず、また、条線の方向も特定方向に連続していないこと（乙イ第六号証六―三―一四二、一四五ページ）や、鏡肌に断層運動による条痕は付いていないこと（Ｐ２調書（二）一七丁表）から、これも断層運動により発生したものではない（Ｐ２調書（二）一七丁表）。証人Ｐ１も、「もんじゅ」設置場所で採取されたボーリングコアの条痕等について、これによって原子炉施設に支障があるとはいえない旨証言している（Ｐ１調書（三）二一丁表ないし二二丁表）。（三）　サンドイッチ地盤について
原告らは、「もんじゅ」設置場所の地盤は、堅硬な岩盤の間にやや軟岩である岩盤が挟まれた、いわゆるサンドイッチ地盤であり、地震に極めて弱い地盤である旨主張する（訴状三七二ページ、原告ら準備書面（三二）二、三ページ）。しかし、「サンドイッチ地盤」という言葉は、学術用語として承認されたものではなく（Ｐ１調書（二）九四丁裏）、昭和五三年六月の宮城県沖地震後に、新聞記者が、ビルが設置されていた地盤について硬い地層と軟らかい地層が上下方向に交互に重なり合っている状態を、便宜そのように呼んだに過ぎない（甲ハ第二二号証一〇八、一〇九ページ）。


「もんじゅ」は、表層地盤を除去して露出させた岩盤の上に設置されているのであって（乙イ第六号証六―三―三九ページ、Ｐ２調書（一）六丁表）、表層地盤の内部に軟らかい地層が含まれることと、岩盤の内部に岩級の差異が存するということとは全く異なるから、後者をサンドイッチ地盤と称すること自体が不適当である。
「もんじゅ」の基礎岩盤は、堅硬、均質な花
崗岩から成る岩盤で構成されており、ＣＬ級以下の岩盤が一部存在するものの、このことが、地盤（基礎岩盤）の安全性に影響を及ぼすものではないことは、既に前記一３において述べたとおりである。
３　まとめ
以上検討したとおり、「もんじゅ」の敷地付近の地盤及び「もんじゅ」の設置場所の地盤が劣悪である旨の原告らの主張には、何らの根拠もない。
三　耐震設計に係る安全確保
１　「もんじゅ」の耐震設計の基本的考え方
（一）　被告は、「もんじゅ」の耐震設計を、原子力安全委員会が定めた「耐震設計審査指針」の考え方にのっとって行った。
（１）　耐震設計審査指針によれば、原子炉施設における耐震設計の基本方針は、想定されるいかなる地震力に対してもこれが大きな事故の誘因とならないよう十分な耐震性を有することであるとされ、また、建物・構築物は原則として剛構造にするとともに、重要な建物・構築物は岩盤に支持されなければならないとされる（乙イ第七号証六二ページ）。
（２）　また、同指針に基づく、原子炉施設の耐震設計は、要旨以下の手順で行われる（乙イ第七号証六三ないし六五ページ。なお、以下は建物・構築物についての略説であり、機器・配管系を含む耐震設計の詳細については、後記２ないし５で述べる。）。
①　地震により発生する可能性のある放射線による環境への影響の観点から、原子炉施設の耐震設計上の重要度をＡクラスからＣクラスまでに分類し、Ａクラスの施設のうち安全上特に重要なものをＡＳクラスとする。
②　工学的見地から起こることを予期することが適切と考えられる地震を考慮して、「基準地震動Ｓ１」を策定し、これをもたらすべき地震を「設計用昀強地震」とする。
③　地震学的見地に立てば設計用昀強地震を超える地震の発生が否定できない場合に、これを考慮して「基準地震動Ｓ２」を策定し、これをもたらすべき地震を「設計用限界地震」とする。
④　Ｃクラスの施設（一般産業施設と同等の安全性を保持すればよいもの。）については、建物・構築物の振動特性、地盤の種類等を考慮した静的解析による地震力（以下「静的地震力」という。）に耐えるよう設計する。⑤　Ｂクラスの施設（放射線による環境への影響が比較的小さいもの。）については、Ｃクラス施設の一・五倍の係数を用いた静的地震力に耐えるよう設計する。⑥　Ａクラスの施設（放射線による環境への影響の大きいもの。）については、Ｃクラス施設の三倍の係数を用いた静的地震力（なお、水平地震力のほか、鉛直地震力についても考慮する。）及び基準地震動Ｓ１を用いた動的解析による地震力（以下「動的地震力」という。）のいずれか大きい方の地震力に耐えるよう設計する。⑦　Ａｓクラスの施設については、右⑥に加え、さらに、基準地震動Ｓ２を用いた動的地震力に対し、安全機能が保持できるよう設計する。（３）　右によれば、原子炉施設の耐震設計が適切に行われたといえるためには、①施設の耐震設計上の重要度分類が適切に行われていること、②設計用昀強地震及び設計用限界地震想定の前提となる「考慮すべき地震」の選定が適切に行われていること、③設計用昀強地震によってもたらされる基準地震動Ｓ１、及び設計用限界地震によってもたらされる基準地震動Ｓ２について、地震動の諸特性が適切に決定されていること、並びに④耐震設計が十分な耐震安全性を確保し得る適切な手法で行われていることが必要である。
（二）　被告は、「もんじゅ」の耐震設計を、前記手順に基づいて適切に行った。そして、その基本設計ないし基本的設計方針に係る部分については、原子炉設置許可に際しての安全審査において、「災害の防止上支障がない」との原子炉等規制法二四条一項四号の要件に適合すると認められた（乙第九号証、乙第一四号証の三）。また、詳細設計及びこれに基づく工事又は溶接を行うに当たっては、原子炉等規制法二七条及び二八条の二に基づいて、設計、工事の方法及び溶接の方法が、設置許可の内容及び技術上の基準に適合する旨の認可等を得た上でこれを行った。被告は、「もんじゅ」について、右のような手順を経て、想定されるいかなる地震力に対しても十分な耐震安全性が確保される施設として建設したのであるから、地震によってその安全性が損なわれるおそれはない。
そこで、被告は、まず、「もんじゅ」の耐震安全性が確保されていることを前記手順に従って具体的に述べた上、後記四において、原告らの指摘する問題点が何ら「もんじゅ」の耐震安全性を損なうものでないことを明らかにする。
２　施設の耐震重要度分類
（一）　被告は、「もんじゅ」の耐震設計に当たり、地震によって原子炉施設の機能が喪失した場合に及ぼすおそれのある放射線による環境への影響を防止するという観点から、「もんじゅ」の原子炉施設をＡ、Ｂ及びＣの三つのクラスに分類した。
「耐震設計
審査指針」の機能上の分類によれば、Ａクラスとは、自ら放射性物質を内蔵するか又は内蔵する施設に直接関係しており、その機能喪失により放射性物質を外部に放散する可能性のあるもの及びこれらの事態を防止するために必要なもの、並びにこれらの事故発生の際に外部に放散される放射性物質による影響を低減させるために必要なものであって、その影響、効果の大きなもの、またＢクラスは、右に述べたものであって、その影響、効果が比較的小さいもの、Ｃクラスは、Ａクラス、Ｂクラス以外であって、一般産業施設と同等の安全性を保持すればよいものとされ、Ａクラスの施設のうち、安全上特に重要なものはＡｓクラスと呼称される（乙イ第七号証六三、六四ページ）。


（二）　被告は、右の指針に基づき、更にナトリウムを冷却材とする高速増殖炉であるという「もんじゅ」の特徴を十分考慮した上（乙イ第六号証八―一―九九ページ）、「もんじゅ」の原子炉施設のうち、①原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管、②制御棒及び制御棒駆動機構、③原子炉格納容器等の格納容器バウンダリを構成する部分、④補助冷却設備及び二次主冷却系設備の一部（中間熱交換器から見て蒸気発生器の出入口止め弁まで）、⑤炉外燃料貯蔵槽の一部及び水中燃料貯蔵槽の一部、⑥ガードベッセル、⑦アニュラス循環排気装置等の事故時に放射性物質の外部への放散を抑制するための施設、⑧原子炉カバーガス等のバウンダリを構成する機器・配管等をＡクラスとし、そのうち右①ないし⑤の施設をＡｓクラスとした（乙イ第六号証八―一―九九、一〇〇、一一三ないし一二〇ページ）。また、一次ナトリウム純化系設備、廃棄物処理設備、二次ナトリウム補助設備等をＢクラスに、主発電機、タービン設備等をＣクラスに、それぞれ分類した。なお、建物・構築物については、右各分類した施設を支持するものであり、支持機能が維持されることが必要であることから、当該施設を支持する建物・構築物ごとに支持機能を確認する地震動等を定め、これによる地震力に耐えるようにした（乙イ第六号証八‐一‐一〇〇、一一三ないし一二〇ページ）。
３　基準地震動の策定に際して考慮すべき地震の選定
前記１（一）（２）で述べたとおり、Ａクラス及びＡＳクラスの施設の耐震設計を行うためには、動的解析に用いる基準地震動Ｓ１及びＳ２を策定する必要がある。基準地震動Ｓ１をもたらす設計用昀
強地震は、工学的見地から起こることを予期することが適切と考えられる地震（考慮すべき昀強地震）を考慮して、敷地の基盤に昀大地震動を与える地震として想定するものである。また、基準地震動Ｓ２をもたらす設計用限界地震は、地震学的見地に立てば設計用昀強地震を超える地震の発生が否定できない場合に、これ（考慮すべき限界地震）を考慮して、敷地の基盤に昀大の地震動を与える地震として想定するものである。したがって、各基準地震動を策定するためには、考慮すべき昀強地震及び限界地震がそれぞれ適切に選定されている必要がある。被告は、本件敷地を中心とする約二〇〇キロメートルの範囲で発生した地震、及び約六〇キロメートルの範囲にある活断層をその調査対象とした上、以下のとおり、基準地震動Ｓ１策定の前提となる考慮すべき昀強地震、及び基準地震動Ｓ２策定の前提となる考慮すべき限界地震をいずれも適切に選定した（乙イ第六号証六―五―二四、二五、二九ページ）。
（一）　基準地震動Ｓ１の策定に際して考慮すべき昀強地震の選定被告は、工学的見地から起こることを予期することが適切と考えられる地震として、①歴史的証拠から本件敷地及びその周辺に影響を与えるおそれのある地震（歴史地震）、及び②近い将来本件敷地に影響を与えるおそれのある活動度の高い活断層による地震を選定した（乙イ第六号証六―五―一九、二九ページ）。すなわち、一般に、同一地域では、過去、同じような規模の地震が繰り返し起こっていることから、被告は、考慮すべき昀強地震の選定に当たり、まず、過去に「もんじゅ」の敷地又はその近傍に影響を与えたと考えられる地震についての歴史的資料を調査した（乙イ第六号証六―五―一ないし一〇ページ）。また、将来の地震を合理的に予想するには、右歴史的資料だけでは必ずしも十分ではないことを考慮し、近い将来本件敷地に影響を与えるおそれのある活動度の高い活断層による地震についても検討を加えた（乙イ第六号証六―五―一二ないし一五ページ）。
（１）　歴史地震
歴史地震の選定に際しては、既往の種々の地震資料に基づき昀新の研究成果を取り入れて編集され、かつ信頼性があると認められている「日本被害地震総覧」のほか、「理科年表」等の地震資料を参照した（乙イ第六号証六―五―一ページ）。右地震資料による各地震のマグニチュード及び各地震の震央と本件敷地との間の
距離
（震央距離）並びに各地震による建物等の被害の発生状況を検討した結果、本件敷地での震度がＶ以上と評価される歴史地震については、本件敷地に大きな影響を与えたと考えられるので、この観点から、濃尾地震（一八九一年一〇月、マグニチュード八・〇、震央距離五七・二キロメートル）、寛文近江の地震（一六六二年六月、マグニチュード七・八、震央距離五四・一キロメートル）等、一〇個の歴史地震を考慮すべき昀強地震として選定した（乙イ第六号証六―五―二九ページ）。なお、被告が参考とした前記地震資料の幾つかは、その後改定が行われ、マグニチュード等の改定がされているが、右観点による選定結果に影響を及ぼすものではない（乙ハ第八号証）。証人Ｐ１も、右改定によって実質的に影響があるわけではない旨証言している（Ｐ１調書（四）二八丁裏）。
（２）　活動度の高い活断層による地震
活断層に関しては、文献によって本件敷地周辺の活断層を詳細に調査するとともに（乙イ第六号証六―三―七九ないし八二ページ）、空中写真判読を行い、それらの結果から地震の想定に影響が大きいと思われる断層について詳細な地表地質踏査を行った（乙イ第六号証六―三―八ページ）。海域の活断層についても、海上保安庁の調査結果等（乙イ第六号証六―三―二五ないし二七、一〇〇ないし一一〇ページ）を基に検討した。
検討の際の判断の目安として、①過去に地震を発生したと推定されるもの、②活動性が高く一万年前以降に活動したもの、又は③微小地震により断層の現在の活動性が顕著に認められるものについては、地震の発生源となる可能性があるものとした（乙イ第六号証六―五―一二ページ）。
その結果、柳ケ瀬断層のうち椿坂峠以南の部分については、活動性が高く一万年前以降に活動したと判断されたことから、この部分から想定される地震（マグニチュード七・〇、震央距離二五キロメートル）を、考慮すべき昀強地震として選定した（乙イ第六号証六‐五‐一二、二九ページ）。
（二）　基準地震動Ｓ２の策定に際して考慮すべき限界地震の選定被告は、①過去の地震の発生状況、②本件敷地周辺の活断層の性質及び③地震地体構造に基づき検討を加え、さらに④直下地震をも考慮して、地震学的見地に立てばなお発生を否定できない、設計用昀強地震を上回る地震として、考慮すべき限界地震を選定した（乙イ第六号証六―五―一九、二九ページ）。（１）　活断層による地震


考慮すべき限界地震の関係では、前記（一）（２）の活断層調査の結果に基づき、①前記（一）（２）の①ないし③には当てはまらないが活動性が高い活断層、又は②比較的活動性が高く、五万年前以降に活動した活断層による地震を検討の対象とすることとした（乙イ第六号証六―五―一二ページ）。その結果、①甲楽城断層から想定される地震（マグニチュード七・〇、震央距離一一・五キロメートル）、②木ノ芽峠断層から想定される地震（マグニチュード七・二、震央距離一六・五キロメートル）、③Ｓ―二一ないしＳ―二七の海底断層から想定される地震（マグニチュード六・九、震央距離一二・一キロメートル）、④柳ケ瀬断層（全長）から想定される地震（マグニチュード七・二、震央距離二一キロメートル）等、七つの地震を、考慮すべき限界地震として選定した（乙イ第六号証六―五―二九ページ）。なお、断層による地震の震央は断層の中心付近とした。
（２）　地震地体構造
地震地体構造の見地からは、本件敷地を含む地域では、その地震規模の上限はマグニチュード７３／４（七と四分の三）であるとの知見があることから（Ｐ２調書（一）二六丁表）、マグニチュード七・八の規模を想定し、右マグニチュードに相当する活断層の長さを松田式（後記四４（三）参照）から求めたところ、これに相当する長さの断層として花折断層があることから、花折断層の中心付近を震央位置とするマグニチュード七・八、震央距離六〇キロメートルの地震を想定した（乙イ第六号証六―五―一七ページ）。
（３）　直下地震
現地調査等から、本件敷地の直下及びその付近には活断層がないことを確認しているが、「耐震設計審査指針」において基準地震動Ｓ２には直下地震によるものも含むとされていることから（乙イ第七号証七一ページ）、震源距離一〇キロメートルの位置にマグニチュード六・五の直下地震を想定した（乙イ第六号証六―五―一七ページ）。
（三）　まとめ
以上のとおり、被告は、考慮すべき昀強地震として一〇個の歴史地震と柳ケ瀬断層（南部）による地震を、考慮すべき限界地震として七つの活断層による地震、地震地体構造による地震及び直下地震をそれぞれ選定ないし想定した（乙イ第六号証六―五―一九、二九ページ）。
４　基準地震動の策定
被告は、前記選定した考慮すべき昀強地震について、地震のマグニチュード及び
エネルギー
放出の中心から本件敷地までの距離等を考慮し、さらに、地震動の特性を決定する要素とされる①昀大（速度）振幅、②周波数特性、並びに③継続時間及び振幅包絡線の経時的変化を考慮して、これらのすべての要素に基づき基準地震動Ｓ１を策定した（前述のとおり、基準地震動Ｓ１をもたらすべき想定上の地震を設計用昀強地震という。乙イ第六号証六―五―一九ないし二一、五一、五四、五五ページ）。同様に、選定した考慮すべき限界地震の諸要素等を考慮し、これらのすべての要素に基づき基準地震動Ｓ２を策定した（前述のとおり、基準地震動Ｓ２をもたらすべき想定上の地震を設計用限界地震という。乙イ第六号証六―五―一九ないし二一、五二、五四、五六ページ）。
（一）　昀大速度振幅地
震動の大きさを表す昀大速度振幅を求めるに当たっては、地震動の昀大速度振幅、震源距離及びマグニチュードの関係を表す経験式である金井式（後記四４（二）（１）参照）を用い、断層による地震のマグニチュードにっいては、断層の長さから地震のマグニチュードを求める松田式を用いた（乙イ第六号証六―五―一二、一九ページ）。また、震源距離については、震央距離と震源深さとから求め、震源深さは、飯田の式（マグニチュードとエネルギー放出中心の深さとの関係を表す経験式）から求めた（乙イ第六号証六―五―一九、二〇ページ）。その結果、地震動の昀大速度振幅が昀も大きな値となるのは、考慮すべき昀強地震においては濃尾地震の一三・八カインとされ、考慮すべき限界地震においては甲楽城断層による地震の一八・二カインとされた（乙イ第六号証六―五―三二ページ）。
（二）　周波数特性
地震動を受けた構造物がどのように振動するかは、構造物固有の特性と地震動の周波数特性とによって定まるが、被告は、ほぼ解放基盤表面上と考えられる箇所において実測された地震動特性を整理し、工学的な検討を加えて標準化された応答スペクトル（いわゆる大崎スペクトル）を用いて、選定された考慮すべき昀強地震及び考慮すべき限界地震が、「もんじゅ」の解放基盤表面にもたらす応答スペクトルをそれぞれ求めた上で（乙イ第一六号証六―五―二〇、五一、五二ページ）、考慮すべき昀強地震の各応答スペクトルを包絡するように基準地震動Ｓ１の応答スペクトルを定め、また、考慮すべき限界地震及び考慮すべき昀強地震の各応答スペクト
ルのすべてを包絡するよう
に基準地震動Ｓ２の応答スペクトルを定めた（乙イ第六号証六‐五‐二一、五四ページ）。
なお、大崎スペクトルの適用範囲は岩盤中での横波（Ｓ波）速度がおよそ毎秒〇・七ないし一・九キロメートルの場合とされている（乙ハ第九号証三三ページ）が、「もんじゅ」設置場所の基礎岩盤は、堅硬、均質で相当な広がりのある岩盤であり、かつ、その岩盤中での横波速度は毎秒約一・九キロメートルであることから（乙イ第六号証六―三―三八ページ）、本件敷地に右スペクトルを適用したことに誤りはない。
（三）　継続時間及び振幅包絡線の経時的変化
地震動の継続時間については、地震動の開始から実効上消滅したとみなされるまでの時間によってこれを定め、また、振幅包絡線の経時的変化は、地震の規模、継続時間に関連させて定めた（乙イ第六号証六―五―二〇、二一ページ）。
（四）　模擬地震波の作成
右のとおり定めた地震動の昀大速度振幅、応答スペクトル、継続時間及び振幅包絡線の経時的変化に適合するよう、設計に用いる模擬地震波を作成した結果、基準地震動Ｓ１の模擬地震波の昀大速度振幅は一九・〇カインとなり、基準地震動Ｓ２の模擬地震波の昀大速度振幅は二二・八カインとなった（乙イ第六号証六―五―三二ページ）。
５　耐震設計


被告は、「耐震設計審査指針」に従い、「もんじゅ」を原則として剛構造とした上、岩盤上に直接設置している（乙イ第六号証六―三―三九、八―一―九八ページ、乙イ第七号証六二ページ）。剛構造の建築物の固有周期は短周期となるから、これによって長周期側に卓越周期を有する地震動との共振が回避できるとともに、表層地盤を除去し、岩盤に直接設置することによって、表層地盤における地震動の増幅が回避できることから、高い耐震安全性を確保することができる。また、被告は、前記２（二）で述べた施設の重要度分類に従い、静的地震力及び前記基準地震動Ｓ１及びＳ２を用いた動的地震力に対し、以下の手順で「もんじゅ」の耐震設計を行い、十分な耐震安全性を確保している。
（一）　地震力の算定
被告は、「もんじゅ」の各施設に作用する地震力を、施設の重要度に応じ、以下のように算定した。
（１）　静的地震力の算定「もんじゅ」の建物・構築物に作用する静的地震力として、まず、各建物等の階層ごとに、建築基準法に基づく標準せん断力係数及び建物
等の振動特性その他の要素を考慮した値（Ｃ１）を
求め、これに施設の重要度に応じた係数（Ｃクラス一・〇、Ｂクラス一・五、Ａクラス三・〇）を乗じて得られた層せん断力係数を用いて、建物等が水平方向に受ける地震力（水平地震力）を求めた。なお、Ａクラスの建物等については、鉛直地震力についても考慮し、水平地震力と鉛直地震力とが同時に不利な方向の組合せで作用するものとした（乙イ第六号証八―一―二〇、一〇〇、一〇一ページ）。また、機器・配管については、各クラスごとに右層せん断力係数を二〇パーセント増しした値を用いて水平地震力を求めた。なお、Ａクラスの機器等についても、水平地震力と鉛直地震力とが、同時に不利な方向での組合せで作用するものとした（乙イ第六号証八―一―二〇、一〇〇、一〇一ページ）。（２）　動的地震力の算定Ａクラス及びＡｓクラスの施設については、それぞれ、基準地震Ｓ１及びＳ２に基づく各動的地震力（水平地震力）と、基準地震動Ｓ１及びＳ２の昀大加速度振幅の二分の一の値を鉛直震度として求めた各鉛直地震力とが、それぞれ同時に不利な方向で作用するものとした（乙イ第六号証八‐一‐二一、一〇一、一〇三ページ）。
また、Ｂクラスの機器・配管のうち、支持構造物の振動と共振するおそれのあるものについては、その影響を考慮し、基準地震動Ｓ１から定まる地震動の振幅の二分の一を用いて求めた動的地震力をも考慮した（乙イ第六号証八―一―二一、一〇一ページ、乙ハ第一七号証五一一ページ）。
（二）　クラス別の耐震性
（１）　Ｂ、Ｃクラスの施設
Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物については、静的地震力と常時荷重及び運転時荷重とを組み合わせ、発生する応力が許容応力度の限界内となるよう設計した。また、機器・配管については、運転時の異常な
過渡変化時及び事故時の荷重をも考慮し、発生する応力が降伏応力又はこれと同等の安全性を有する応力の限界内となるよう設計した（乙イ第六号証八―一―一〇四ないし一〇七ページ）。
なお、許容応力度の限界内とする、あるいは降伏応力等の限界内とするとは、建物等や機器等の弾性の範囲内で設計する、すなわち、その荷重に対して何ら損傷、変形を残さない設計とするとの趣旨である。
（２）　Ａクラスの施設
Ａクラスの建物・構築物については、静的地震力と基準地震動Ｓ１による動的地震力のうちの大きい方の地震力と、常時荷重及び運転時荷重とを組み合わせ、その
結果発生す
る応力が、許容応力度の限界内となるよう設計した。また、機器・配管については、運転時の異常な過渡変化時及び事故時の荷重をも考慮し、発生する応カが降伏応力又はこれと同等の安全性を有する応力の限界内となるよう設計した（乙イ第六号証八―一―一〇〇、一〇四ないし一〇七ページ）。すなわち、Ａクラスの施設は、設計用昀強地震による基準地震動Ｓ１に基づく動的地震力に対しても、また、Ｃクラスの三倍の係数を用いた静的地震力に対しても、何ら損傷、変形することのないよう設計、設置している。
（３）　Ａｓクラスの施設
以上の耐震設計を行うことによって、「もんじゅ」は、原子炉施設を設計・設置するに当たって、工学的見地から起こることを予期することが適切と考えられる地震に対しても、安全上重要な施設が何ら損傷を受けたり変形したりすることはなく、十分に余裕のある耐震性を有している。したがって、工学的見地からして、放射性物質の潜在的危険性が顕在化することはあり得ない。しかし、被告は、念には念を入れるという考え方に基づき、万一、右の想定を超える地震が発生した場合であってもなお、放射性物質の潜在的危険を顕在化させることのないよう、Ａｓクラスの建物・構築物については、基準地震動Ｓ２による動的地震力と、常時荷重及び運転時荷重との組合せに対し、全体として十分変形能力（ねばり）の余裕を有し、終局耐力（構造物の変形又は歪みが著しく増加する状態に至る限界の昀大荷重負荷）に対し妥当な安全余裕を有するよう設計した。また、機器・配管についても、運転時の異常な過渡変化時及び事故時の荷重をも考慮し、発生する応力に対し塑性変形する場合でも、過大な変形等により機能に影響が及ぶことのないよう設計した（乙イ第六号証八―一―一〇四ないし一〇七ページ）。すなわち、原子炉冷却材バウンダリや制御棒駆動機構等、「もんじゅ」の安全上特に重要な施設については、工学的見地から起こることを予期することが適切と考えられる地震を超える地震に対し、弾性の範囲を超えて施設に変形等が生じるに至ったとしても、放射性物質の封じ込め等の当該施設に期待される安全機能が確保できるよう十分な余裕を持たせて設計、設置した。したがって、仮に右のような地震を想定しても、右施設の安全機能が損なわれ、放射性物質の潜在的危険性が顕在化することはない。
６　まとめ
「もんじゅ」については、以
上のような耐震設計を施していることから、想定されるいかなる地震によっても安全機能が失われるような大きな事故に至ることはなく、これによって、原告らの生命・身体に何らかの被害を及ぼすような放射性物質の異常放出に至ることはない。
四　耐震設計に係る原告らの主張の失当性


原告らは、「もんじゅ」の耐震設計には、施設の重要度分類、地震の選定、断層の評価、基準地震動の策定等にそれぞれ問題があり、耐震安全性が確保されていないと主張する。しかし、以下に述べるとおり、いずれも理由がない。
１　施設の重要度分類について
（一）　原告らは、被告が、一次冷却材を内蔵する施設や使用済燃料を冷却するための施設を、いずれも耐震設計上、ＡクラスとせずＢクラスとしているのは経済性の観点を重視したものであり、耐震安全性を確保できない旨主張する（原告ら準備書面（一三）五丁裏、六丁表）。
しかし、原告らの右主張は、耐震設計上の重要度分類の意味するところを全く理解しないものであり、失当である。
（二）　被告は、一次冷却材を内包する施設のうち、原子炉冷却材バウンダリにバルブを介して直接接続される一次ナトリウム純化系設備、一次ナトリウム充填ドレン系設備等をＢクラスとしたが、これは、これらの機器・設備が、一次冷却材を内包するものの放射性物質を含む量が少なく、その機能が喪失した際の環境への影響も小さいことによる。
また、使用済燃料を冷却するための設備である炉外燃料貯蔵槽冷却設備のナトリウム系設備のうちの地震後の冷却に必須ではないもの、及び水中燃料貯蔵設備のうちの燃料池水冷却浄化装置を、Ｂクラスとしているのも、同じ理由による（乙イ第六号証八―一―九九、一一五、一一六、一一七ページ）。（三）　右の分類は、「耐震設計審査指針」の考え方にも沿うものであって、被告は、適切に「もんじゅ」原子炉施設の耐震重要度分類を行っており、原告らの前記主張は理由がない。
２　地震の選定について
（一）　考慮すべき昀強地震の選定について
原告らは、基準地震動Ｓ１の昀大速度振幅が一三・八カインで十分とする根拠がないなどと主張して、設計用昀強地震の選定に誤りがある旨主張する（原告ら準備書面（一三）六丁裏。なお、既に前記三３（一）及び（三）で述べたとおり、被告は考慮すべき昀強地震を複数選定し、これに基づいて基準地震動Ｓ１をもたらすべき設計用昀強地震を想定した。あ
る断層による地震を考慮するか否かは、考慮すべき昀強地震の選定の問題であり、これを「設計用昀強地震の選定」というのは正確でない。以下においては、原告らの主張の趣旨に従い、考慮すべき昀強地震の選定及び設計用昀強地震の想定のいずれに関する主張かを勘案して反論する。設計用限界地震についても同様である。）。
しかしながら被告が十分な調査に基づいて考慮すべき昀強地震を選定したことは既に前記三３（一）で述べたとおりである。原告らの右主張には、何ら具体的な理由が示されておらず、失当というほかない。
なお、付言するに、考慮すべき昀強地震の昀大速度振幅の昀大値は濃尾地震の一三・八カインであるが、考慮すべき昀強地震の応答スペクトルをすべて包絡するように策定し、耐震設計で使われる基準地震動Ｓ１の昀大速度振幅は、前記三４（四）で述べたとおり一九・〇カインであって、一三・八カインではない（乙イ第六号証六―五―三二ページ）。
（二）　考慮すべき限界地震の選定について
原告らは、濃尾地震（マグニチュード八・〇、震央距離五七キロ）、寛文近江地震（マグニチュード七・八、震央距離五四キロ）等をマグニチュード八・〇以上でより近い震央距離において起こり得ると想定していないのは不当であること、地震地体構造による地震の想定（マグニチュード七・八、震央距離六〇キロ）が十分である根拠がないこと、直下型地震としてマグニチュード六・五以上のものを想定しない根拠もないことなどを主張して、考慮すべき限界地震の選定に誤りがある旨主張する（原告ら準備書面（一三）七丁表）。
この点についても、被告が十分な調査に基づいて考慮すべき限界弛震を選定したことは既に前記三３（二）で述べたとおりである。原告らは、特段の地質学的、地震学的根拠を示しておらず、その主張は失当といわざるを得ない。
（三）　要注意断層の考え方について
原告らは、歴史的証拠から、過去において敷地又はその近傍に影響を与えたと考えられる地震（歴史地震）を中心とする考え方は古く、「もんじゅ」の耐震設計は不十分である旨主張する。
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。（１）　原告らの主張は、松田時彦が一九八一年（昭和五六年）に提唱した要研注意断層の考え方に依拠するものである。右考え方は、①無地震経過率の大小によ
り、ある断層について、昀新の大地震以降現在まで
の経過年数を、その断層の平均活動間隔（第四紀後期（およそ一〇数万年前以降現在までをいう。）における平均の再来間隔年数）で除した値を危険度とし、危険度が〇・五以上に達した断層を要注意断層とする、又は②同一断層帯における地震の続発性の見地から、歴史地震の有無により、一つの長い断層帯の一部分が比較的昀近（歴史時代）に大地震を起こしている場合、その残余の区間で大地震が起こる可能性が大きいとして、右断層帯を要注意断層とするものである（甲ハ第六五号証九二ページ）。
原告らは、被告が歴史地震を重視していることを理由に「もんじゅ」の耐震設計は不十分であるとするが、右のとおり、要注意断層の考え方自体が、歴史的資料から得られた過去の地震の発生時期等を基に、構造線ないし断層帯を要注意断層として認定するものである。
また、要注意断層の考え方は、地震の予知の基礎資料とするために提唱されたものであって、要注意断層とされた構造線ないし断層帯が一つの活断層として活動するとして、その規模やエネルギーの大小を求めるものではない。（２）　被告は、前記三３（一）で述べたとおり、基準地震動Ｓ１の策定に係る考慮すべき昀強地震の選定に当たっては、歴史的資料の検討に加え、近い将来本件敷地に影響を与えるおそれのある活断層による地震についても検討を加えた。これは、耐震設計審査指針において、「大地震は一般に同一地域でくり返し起こると認められているので、（中略）敷地あるいはその近傍に影響を与えた過去の地震によって定められるものと考えられる」とされる一方、「古い地震資料には不備があるかもしれないことを考慮し、また、有史期間にはたまたま発生しなかったくり返し期間の長い地震の生起を看過することがないよう、確実な地質学的証拠と工学的判断に基づいて近い将来敷地に影響を与えるおそれのある活動度の高い活断層による地震を考慮に入れることとする」（乙イ第七号証七〇、七一ページ）とされていることに基づくものである。


（３）　以上のとおり、被告が「もんじゅ」の耐震設計を行うに当たって採用した方法は、原告らが主張する要注意断層の考え方によって否定されるものではない。また、要注意断層の考え方は、被告が耐震設計において考慮した規模を超える地震が発生するおそれのあることを、何ら具体的に示すものではない。
３　断層の評価について
考慮すべき昀強地震及び限
界地震として、活断層による地震が適切に選定されていることは前記三３（一）（２）及び（二）（２）で述べたとおりであるが、原告らは、断層の存在、連続性、同時活動性等に関する被告の評価には誤りがあり、その結果、設計用限界地震等の想定にも誤りが生じたとして、想定を超える地震動によって、「もんじゅ」の施設が破壊される旨主張する。
以下、原告らの主張が理由のないものであることを明らかにする。（一）　海底断層Ｓ―一、甲楽城断層、山中断層及び柳ケ瀬断層の連続性、同時活
動性について
（１）　被告は、甲楽城断層と柳ケ瀬断層とに連続性はないとの評価を前提に、柳ケ瀬断層（南部）による地震を考慮すべき昀強地震として、甲楽城断層による地震と柳ケ瀬断層（全長）による地震とを別個に、考慮すべき限界地震として選定した。
これに対し、原告らは、海底断層Ｓ―一、甲楽城断層、山中断層、柳ケ瀬断層等の雁行している断層は一つの断層系として評価すべきであり、これらが一体となって活動すれば、「もんじゅ」の耐震設計を上回る地震動が生じる旨を主張する（原告ら準備書面三二の三三ページ、同四〇の九、一〇ページ）。（２）　しかし、右の各断層については、文献調査、空中写真判読、現地調査、海上保安庁の調査結果等に基づき検討しても、その間に連続性は認められない。また、右各断層間の活動性はそれぞれ異なり、右各断層が一つの断層系としてその全域が同時に活動することは考えられない。
以下、右の調査結果に基づく被告の検討結果について述べる（第一〇図参照）。ア　甲楽城断層は、陸側には大谷沢に沿って約一・五キロメートル延び、海側へは大谷沢沢口から干飯崎沖までの約一八・五キロメートル延びる総延長二〇キロメートルの規模の断層である（乙イ第六号証六―三―一五ページ、Ｐ２調書（二）五四丁裏ないし五七丁裏）。
イ　甲楽城断層の海域部については、海上保安庁水路部資料により、沖合数百メートルの海底に大谷沢沢口から干飯崎に直線的に延びるリニアメント状地形が認められ、また、海底地質構造図によれば、大谷沖から干飯崎沖までに推定断層が図示されている（乙イ第六号証六―三―一四ページ）。しかし、音波探査結果によれば、干飯崎沖に断層が推定されるものの、この推定断層は干飯崎沖より北西方向へは延長していない（第一〇図①参照、乙イ第六号証六―三―一五ページ）。
したがって、甲楽城
断層と海底断層Ｓ―一との間に連続性が認められないことは明らかである。ウ　甲楽城断層の陸域については、大谷沢の沢口に認められた破砕帯を覆う扇状地の堆積物（五万年前以降に堆積）が断層によって変位を受けていないこと、大谷沢付近に変位地形が見られないことなどから、五万年前以降の活動はないと判断できる（乙イ第六号証六―三―一五ページ）。
エ　柳ケ瀬断層は、明瞭なリニアメントを伴う長さ二八キロメートルの断層である。椿坂峠から南方では第四紀層の堆積層に断層運動によってできたと見られる変位が認められ、縄文土器のある地層が変位していることからすれば数千年前以降に活動しているとみられ、活動性は高いと考えられる。一方、椿坂峠より北方では、五、六万年前の扇状地の堆積物に断層の部分が覆われているところが認められることから、活動性は低いと考えられる（Ｐ２調書（一）四一丁表ないし四二丁表）。したがって、柳ケ瀬断層の活動性は、椿坂峠付近を境にして、北側と南側とで異なる（乙イ第六号証六―三―一二ページ）。
オ　山中断層は、柳ケ瀬断層北端部と甲楽城断層南端部の間に位置し、北西‐南東方向に走向する長さ五キロメートルの断層である（甲ハ第二三号証の七一の岐阜の図、二四八ページ）。
カ　甲楽城断層と柳ケ瀬断層との関連については、空中写真判読からは両断層を結ぶリニアメントが認められないこと、地表地質踏査の結果、柳ケ瀬断層北端部から甲楽城断層南端部へ連続する破砕帯が認められないこと、柳ケ瀬断層の両側の古生層は構成岩種や地質構造が明瞭に異なるが、甲楽城断層南端部では両側の地質に明瞭な差がないから、両断層の形成過程は異なると考えられること、柳ケ瀬断層は五〇ないし六〇度の西側傾斜、甲楽城断層は六〇度の東側傾斜ないしは九〇度の垂直方向であり、断層面の傾斜方向と傾斜角度が異なること（第一一図参照）、両断層の破砕帯に見られる条線が各々異なった産状を示していることなどが指摘できる（乙イ第六号証六―三―一二、一三ページ）。
キ　以上を総合すれば、甲楽城断層と柳ケ瀬断層との連続性は明らかに否定される。また、甲楽城断層と柳ケ瀬断層とが山中断層を介して連続する、あるいはこれらの断層が一つの断層系として同時に活動すると考えるべき理由もない。（３）　証人Ｐ１は、前記各断層について、これらが雁行しているとの一事から、
一本の断層系として評価すべきで
ある旨証言する（Ｐ１調書（二）六三丁裏、同（四）四七丁表）。しかし、右証言は、前記調査結果を全く無視するものであり、何らの合理的根拠もない（乙ハ第四号証二二〇ページ、Ｐ１調書（四）四七丁表ないし四八丁裏）。
（４）　断層の傾斜について
ア　原告らは、蝶番断層（甲ハ第二八号証二二七ページ）の場合には、一本の断層であっても傾斜が部分的に異なるとして、柳ケ瀬断層と甲楽城断層の断層面の傾斜が異なることは、一本の断層であることを否定する理由にならない旨主張する（原告ら準備書面（三二）三四ページ）。