しかし、他方で、甲一二によれば、右論文は、一〇〇ないし二〇〇レムという高線量、高線量率の被曝に関するデータをもとにしたものであること、プレストンら自身も、高線量の被曝におけるリスクを基に低線量の被曝におけるリスクを検討する際に、種々の仮定を置いており、不確実性があること、低線量の被曝と発がんのリスクとの関係についてはほとんど推論でぎないことを指摘していることが認められ、右論文は低線量域においても線量とリスクが比例関係にあることを論証したものではない。
（８）　検討
右認定の事実によれば、原告らの主張には、相当程度の調査研究等の資料が存在するということができるが、他方、これらの資料に対しては、公的な機関や専門家によって疑問点が指摘されるなどしていることも認められる。また、乙ロ一〇によれば、清水由紀子、加藤寛夫、シュールは、一九八八（昭和六三）年、論文「寿命調査第一一報第二部　新線量ＤＳ八六における一九五〇年から八五年のがん死亡率」において、高線量の被曝で得られたリスク係数から低線量の被曝のリスクを外挿することはしばしば困難であるので、低線量の被曝で得られたリスク係数を全線量範囲で得られた係数と比較した結果、〇・二グレイ（なお、「グレイ」は吸収線量であり、単純にレム等の単位に換算することはできないが、便宜換算すると、一グレイは約一〇〇レムに相当する。）未満では、リスク係数の増加はいずれのがん部位においても統計学的に有意ではないこと、対照群（〇グレイ）の場合よりも統計学的に有意に高いがん死亡率が認められる昀低の線量範囲は、白血病以外の全部位のがん及び肺がんで〇・二から〇・四九グレイ、白血病及び乳がんで〇・五から〇・九九グレイ、胃がんで一から一・九グレイ、・結腸がんで二グレイ以上であるとしていることが認められ、しかも、乙ロ一によれば、ＩＣＲＰは、右報告書を検討した結果、統計学的に有意ながんの過剰は、九五パーセント信頼幅では、二〇レム以上の線量で認められ、それより低い信頼レベルでは、五レム程度の線量で認められるとし、それ以下のデータについては信頼性は認められないとしていることが認められる。
そして、乙ロ九によれば、ＵＮＳＣＥＡＲは、自然放射線の被曝による人体影響に関して、バックグラウンド放射線被曝の影響は、他の多くの致死がんに比べ、白血病の方がはるかに評価しやすいと考えられるところ、コネチカット州、日本、フランス、米国、スウェーデン、中国における研究では、白血病とバックグラウンド放射線の間に有意な関連は認められないとしていること、乙二によれば、日本国内における自然放射線の地域差は約四〇ミリレムほどあるが、地域を相互に比較しても、晩発性障害等の発生率に有意な差はないことがそれぞれ認められる。さらに、乙ロ六によれば、ＢＥＩＲ委員会が、一九九〇（平成二）年、ＢＥＩＲ
―Ⅴ報告書において、広島、長崎の原爆被曝
者の子供に関する約七万五〇〇〇の出産（そのうち三万人〇〇〇については、両親のどちらか一方が被曝している。）についての研究によれば、死産、出生時の体重、先天性異常、小児期の死亡率、白血病、性比のいずれについても被曝の影響は見られていないこと、被曝者の子供、対照群の双方について、①研究対象を一九四五（昭和二〇）年五月から五八（昭和三三）年の間に広島あるいは長崎で出生し、一方あるいは両方の親が爆心から二〇〇〇メートル以内にいた子供、②年齢及び性を一致させた集団で、一方の親が二五〇〇メートル以内にいて、他方の親が二五〇〇メートル以遠にいたかあるいは被曝していない集団、③年齢及び性を一致させた集団で両親ともに被曝していない集団に拡大したが、統計的に有意な差は認められないとしていることが認められる。
そうすると、直ちに原告らの主張するように放射線被曝と晩発性障害等の発生との間にしきい値がないことを自然科学的な意味において断定することは困難である。
しかしながら、乙二及び乙ロ一によれば、低線量の被曝と晩発性障害等の発生との間の関係については、しきい値があるとする見解はほとんどなく、他方、しきい値がないものと断定する見解も有力ではなく、昀も有力な見解は、しきい値がないとまでは断定できないが、そう推定すべきであるとする見解ないしは放射線防護の観点からそう仮定すべきであるとする見解である拠ことが認められる。そうすると、低線量域における被曝線量と晩発性障害等の発生との間の関係については、現在においても未だ十分に解明されていない状況にあり、自然科学的証明の問題としてこれを断定することは困難である。しかし、右のとおり放射線防護の観点等からしきい値がないものと推定ないし仮定するのが一般的な見解であること、統計的調査等は、その性質上収集できる対象は常に限定され、また、人間の生命、身体の被害に関しては実験が許されず、他の動植物による実験結果を人間に外挿することは科学的に限界があり、民事訴訟において通常要求される程度に証明することには困難が伴うといえること、放射線が人間の生命、身体に有害なものであることは明白な事実であり、放射線から保護されるべき利益は人の生命、身体という重大なものであること、人間の生理、病理、遺伝等に関してはいまだ解明されていない点も多いことなどに照らせば、法的な評価としては、右認定の事実からすれば、低線量域における被曝線量と晩発性障害等の発生との間の関係については、しきい値がないものと認めるのが相当である。
第二　本件原子炉施設の安全性の意義
一　本件原子炉施設の安全性の意義
前記（第一、一）のとおり、原子炉施設における安全性の確保は、放射性物質の有する危険性をいかに顕在化させないかという点にある。ここで、前記（第一、二）のとおり、放射線障害の発生にはしきい値がないと仮定すべきである一方で、弁論の全趣旨によれば、本件原子炉施設を含むすべての原子炉施設は、その通常の運転によっても不可避的にある量の放射性物質を環境に放出するものであることが認められるから、原子炉施設の運転は、常に、人の生命、身体に対する危険ないし害を伴うということができる。


そうすると、原子炉施設における安全性の確保が、いかなる意味においても完全に放射線障害の発生を防止することをいうと解すると、原子炉施設が放射線を環境に全く放出しないものであることが必要となり、原子炉施設の設置は現実にはおよそ許容される余地がないことになる。しかしながら、人の生命、身体に対する害や、その危険性が絶対的に零でなければ社会においてその存在が認められないとするならば、原子炉施設のみならず、現代社会において受け入れられている科学技術を利用した各種の機械、装置、施設等も、何らかの事故発生等の危険性を伴っている以上、その存在を許されないことになるが、人類はこのような科学技術を利用した各種の機械、装置、施設等の危険性が社会通念上容認できる水準以下であると考えられる場合には、その危険性の程度と科学技術の利用により得られる利益の大きさを考慮した上で、なお安全性を有するものとして利用している。したがって、原子炉施設の安全性の確保とは、原子炉施設が不可避的に一定の放射性物質を環境に放出するものであることを前提とした上で、その放射性物質の放出を可及的に少ないし、これによる災害発生の危険性をいかなる場合においても社会通念上容認できる水準以下に保つことにあると解するべきである。そうしてみると、原子炉施設の運転に伴い放出される放射性物質に起因する放射線による障害の発生が社会通念上無視し得る程度に小さい場合には、原子炉施設の運転による原告らの生命、身体に対する侵害の具体的可能性があるとはいえず、本
件建設及び運転差止請求は棄却
されるものと解する。
二　本件原子炉施設の公益性について
前記一のとおり、原子炉施設の安全性の確保とは、人の生命、身体に対する害や、その危険性が絶対的に零であることではなく、その危険性の程度と科学技術の利用により得られる利益の大きさを共に考慮に入れた上で、原子炉施設の有する潜在的危険性を顕在化させないよう、放射性物質の環境への放出を可及的に少なくし、これによる災害発生の危険性を社会通念上容認できる水準以下に保つことをいうから、公益性というかはともかく、本件原子炉施設の利用により得られる利益の大きさ（有益性）は、安全性の判断における一つの要素となることを否定できないというべきである。
もちろん、原子炉施設の運転に伴う放射線の環境への放出による危険ないし損害は、人の生命、身体の安全という昀大限の尊重を必要とする重大な法益に対するものであるから、原子炉施設の運転によって得られる利益と単純に金銭的に比較衡量すべきものではなく、人の生命、身体に対する危険性は、社会通念上容認できる水準以下、すなわち社会的にその影響を無視することができる程度まで低いものであることが当然に要求され、原子炉施設の有益性を理由としてこれを超える危険を正当化することは許されないというべきである。したがって、「有益性」は、人の生命、身体に対する危険が社会通念上無視できる程度まで低いものであるとしても、それは零ではない以上、この危険をもたらす活動には、右危険を超えるだけの有益性が要求されるという限りにおいて、本件原子炉施設の安全性の判断に含まれるものと解するべきである。
このように、本件原子炉施設においても、安全性の一つの要素として、有益性が要求されると解するべきであるが、人の生命、身体に対する危険が許されるのは、それが社会的にその影響を無視することができる程度まで低いものに限られるから、求められる有益性は、右の程度の危険をもたらす活動を正当化するものであることが必要であり、また、それで足りるというべきである。これを本件原子炉施設についてみるに、前記（第二章第二）のとおり、本件原子炉施設は、高速増殖炉の開発の第二段階に位置づけられる「高速増殖原型炉」であり、将来高速増殖炉を実用化して電力供給の用に供することを目的として、その研究のために建設、運転されるものであって、電力源の開発という有益性を有するこ
とは明ら
かであり、この程度の有益性があれば、社会的にその影響を無視することができる程度の危険性を正当化するには十分であって、これ以上に、本件原子炉施設ないし高速増殖炉の発電コストが経済的に見合うものであるか否か、他の合理的なエネルギー供給の手法があるか否か等の点を検討する必要はないというべきである。
第七章　本件原子炉施設の設計における安全性の確保
第一　本件原子炉施設の設計の概要
乙一六、乙二二及び乙イ六によれば、本件原子炉施設の概要について、次のとおりと認められる。
一　原子炉本体
１　炉心
炉心は、原子炉の出力を主に担う炉心燃料集合体一九八体、プルトニウムの増殖を主に目的とするブランケット燃料集合体一七二体、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及び中性子遮へい体等から構成され、これらが炉心支持板の上に配列され、原子炉容器に収納されている。原子炉容器は、ステンレス鋼製の縦型円筒容器であり、その内径は約七・一メートル、全高は約一七・八メートルである。
２燃料集合体
炉心燃料集合体は、内部に一体当たり一六九本の炉心燃料要素を配列し、外側をステンレス鋼製のラッパ管で被覆したものであり、長さ約四・二メートルの正六角柱の形状をしている。炉心燃料要素は、長さ約二・八メートル、外径約六・五ミリメートルのステンレス鋼製の燃料被覆管の中に、プルトニウム・ウラン混合酸化物の粉末又は劣化ウランの粉末を円柱状に焼き固めた燃料ペレットを詰めたものである。そして、各炉心燃料要素にワイヤスペーサを巻くことによって相互の間隔を保持して接触を防ぎ、炉心燃料要素の間のナトリウムの流路を確保ずる構造である。ブランケット燃料集合体は、外形的には炉心燃料集合体とほぼ同じであるが、内部には、ウランのペレットを詰めたブランケット燃料要素が一体当たり六一本収められている。
３　制御棒
制御棒は、これを炉心に挿入することによって、中性子を吸収し、核分裂反応を低下させるものであって、調整棒（微調整棒三体、粗調整棒一〇体）と非常用制御設備としての後備炉停止棒（六体）がある。
原子炉の通常の起動、停止、運転は調整棒の引き抜き、挿入によって行う。また、原子炉を緊急停止する必要が生じた場合には、調整棒及びこれを駆動する機構等からなる主炉停止系、並びに後備炉停止棒及びこれを駆動する機構からなる後備
炉停止系が独立して同時に作動す
る（主炉停止系及び後備炉停止系を併せて「原子炉停止系」という。主炉停止系及び後備炉停止系は、その一方のみの作動によっても、原子炉を停止することができる。なお、計測制御系統施設のうち、異常状態を検知し、原子炉の緊急停止を行わせる系統は「安全保護系」と呼ばれる。）。
二　原子炉冷却系統施設
１　一次主冷却系設備
本件原子炉施設の炉心で発生した熱は、原子炉容器内を流れる一次冷却材（ナトリウム）によって取り出され、中間熱交換器を介して二次冷却材（ナトリウム）に伝達される。


これには、独立した三つの系統（Ａ、Ｂ、Ｃの各ループ）があり、それぞれの系統は同様に、配管、弁、ナトリウムを循環させる循環ポンプ及び中間熱交換器等の設備を有する。
なお、原子炉容器及び一次冷却系設備のうち、一次冷却材を封じ込める障壁を形成する範囲を原子炉冷却材バウンダリという。また、原子炉冷却材バウンダリを形成する原子炉容器等については、接続された配管の一部と共に、これらを下に包み込むようにステンレス鋼製の容器であるガードベッセルを設置する。これは、万一、原子炉冷却材バウンダリからナトリウムが漏えいした場合であっても、これによって原子炉の冷却に必要な冷却材を確保するためのものである。また、ナトリウムと空気との接触を防ぐ目的で、原子炉容器内等の一次冷却材のナトリウム液面を、不活性ガスであるアルゴンガスのカバーガスで覆うほか、一次主冷却系の配管等を設置する部屋は、冷却材の漏えいに備え、不活性ガスである窒素を充填する。
２　二次主冷却系設備並びにタービン及び付属設備
中間熱交換器で二次冷却材に伝えられた熱は、蒸気発生器を介して水・蒸気系に伝達され、蒸気タービンを動かす。
二次主冷却系も、三系統の一次主冷却系にそれぞれ対応して独立した三つの系統（Ａ、Ｂ、Ｃの各ループ）があり、それぞれの系統は、同様に、配管、弁、ナトリウムを循環させる循環ポンプ、蒸気発生器等の設備を有している。蒸気発生器は、二次冷却材の熱を、蒸気発生器伝熱管を介して水・蒸気系に伝える熱交換器であり、水を蒸気（過熱蒸気）に変える蒸発器と、生成された蒸気を更に過熱する過熱器とからなる。また、蒸気発生器の周りには、蒸気発生器で水が漏えいした場合にこれを検出する水漏えい検出設備及び圧力上昇等を抑制するナトリウム・水反応生成物収納設備が設けられる。
一次冷却系と
二次冷却系とは中間熱交換器によって分離され、炉心を通るため炉心の中性子によって放射化される一次冷却材の放射性物質が二次主冷却系に混入することのないようにされる。タービン設備は、過熱蒸気を利用して蒸気タービンを駆動し発電を行う設備であり、これは、水及び蒸気を利用して発電を行う点で軽水炉のものと本質的には異ならない。
３　補助冷却設備
二次主冷却系設備から分岐する形で補助冷却設備三系統が設置されており、原子炉停止時には、これを作動させて炉心を冷却し除熱する。
三　工学的安全施設
原子炉容器及び一次主冷却系設備等、本件原子炉施設の原子炉の主要部分は、内径約四九・五メートル、高さ約七九メートルの鋼製の容器である原子炉格納容器に収納される。また原子炉格納容器の周囲を取り囲む形で、鉄筋コンクリート構造物である外部遮へい建物が設置され、原子炉格納容器の胴部と外部遮へい建物との間の下部空間（アニュラス部）は、アニュラス循環排気装置によって負圧に保たれる。
これらの原子炉格納施設及び前述したガードベッセル、補助冷却設備等は、周辺環境への放射性物質の異常な放出、拡散を防止するための施設であり、工学的安全施設と呼ばれる。
四　その他の設備
本件原子炉施設には、右一ないし三に述べたほか、計測制御系統施設（原子炉計装、プロセス計装、原子炉制御設備、原子炉保護設備、工学的安全施設作動設備及び中央制御室）、放射性廃棄物廃棄施設（気体廃棄物処理設備、液体廃棄物処理設備及び固体廃棄物処理設備）、核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（燃料取扱及び貯蔵設備）、放射線管理施設、非常用電源設備を含む電気設備、換気空調設備及び各種の補助的設備が設けられる。
第二　判断の手法
以下、本件原子炉施設の設計において安全性が確保されているか否かについての当裁判所の判断の手法を示すが、その前提として、本件原子炉施設に対する安全規制及び本件安全審査の対象等について検討する。
一　本件原子炉施設に対する安全規制
本件原子炉施設のような研究開発段階にある原子炉の設置許可申請から設置許可に至るまでの手続は、当事者間に争いがなく、次のとおりと認められる。１　研究開発段階にある原子炉を設置しようとする者は、規制法二三条、同法施行令六条、原子炉規則一条の三に基づき、内閣総理大臣に対し、原子炉の設置許可申請を行う。
２　内閣総理大臣は、右許可申請が規
制法二四条一項各号所定の許可要件に適合しているか否かを審査する。審査は、その所部の機関である科学技術庁が行う。
３　科学技術庁は、右審査に当たり、必要に応じ、原子力安全技術顧問（原子力の安全に関する各専門分野において、高度な専門技術的知見を持つ学識経験者の中から、科学技術庁長官が委嘱した者）から、その専門技術的見地からの意見を徴する。科学技術庁は、その意見を求めるに当たって必要があるときは、関係の原子力安全技術顧問による会合を開催する。
４　内閣総理大臣は、右許可申請につき、規制法二四条一項一号、二号及び三号（経理的基礎に係る部分に限る。）の各要件適合性については原子力委員会に、同項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の各要件適合性については原子力安全委員会（以下「安全委員会」という。）にそれぞれ諮問する。右諮問に際しては、科学技術庁が行った安全審査の内容をまとめた安全審査書案が安全委員会に提出される。
５　原子力委員会は、右許可申請が規制法二四条一項一号、二号及び三号（経理的基礎に係る部分に限る。）の各要件適合性について審議し、内閣総理大臣に対しその結果を答申する。
６　安全委員会は、右許可申請が規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の各要件適合性について審議し、内閣総理大臣に対しその結果を答申する。
安全委員会は、四号の要件に関しては、必要に応じ、同委員会に設置されている原子炉安全専門審査会（以下「安全審査会」という。）にその調査審議を指示する（設置法一六条）。安全審査会の審査委員は、学識経験のある者及び関係行政機関の職員のうちから、内閣総理大臣が任命するとされている（設置法一七条）。安全審査会は、原子炉の安全性に関する専門の事項について適切かつ効率的に調査審議を行うために部会を置くことができ（原子炉安全専門審査会運営規程七条）、通常は、原子炉設置許可申請ごとに部会が置かれる。部会は、調査審議の方針等を検討した上、専門分野別にグループ分けを行い、グループ単位あるいは部会全体で調査審議を行う。部会は、その状況及び結果を適宜安全審査会に報告し、安全審査会における審議に付する。
さらに、安全委員会は、四号の要件適合性を審議するに当たり、公開ヒアリング等を実施して、当該原子炉施設固有の安全性について地元住民の意見を参酌する
（「原子力安全委員会の当


面の施策について」昭和五三年一二月二七日原子力安全委員会決定、昭和五七年一一月二五日一部改正）。
７　内閣総理大臣は、原子力委員会及び安全委員会の各答申を十分に尊重し（規制法二四条二項）、またあらかじめ通商産業大臣の同意（規制法七一条一項一号）を得た上、当該設置許可申請の許否について昀終的な判断をし、処分を行う。
二　本件原子炉施設の設置許可処分における安全審査
乙七ないし一〇、乙一一ないし一四の各一ないし三、乙一六、乙一七、乙二〇、乙二二及び乙イ六によれば、本件許可処分の手続について、次の事実が認められる。
１　被告は、昭和五五年一二月一〇日、内閣総理大臣に対し、規制法二三条に基づき、本件許可申請をした（なお、被告は、昭和五六年一二月二八日と昭和五八年三月一四日の二回にわたって、右申請書及び同添付書類の一部を補正した。）。２　内閣総理大臣は、直ちに、科学技術庁に右申請に係る審査を行わせた。３　科学技術庁は、必要に応じ、原子力安全技術顧問から専門技術的見地からの意見を聴取するなどした上、本件許可申請は規制法二四条一項各号の各許可要件に適合すると判断した。
４　内閣総理大臣は、昭和五七年五月一四日、科学技術庁の右意見を付して、本件許可申請について、規制法二四条一項一号、二及び三号（経理的基礎に係る部分に限る。）の各要件適合性については原子力委員会に、また、同項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の各要件適合性については安全委員会にそれぞれ諮問した。安全委員会への諮問に際しては、科学技術庁における安全の内容をまとめた安全審査書案が安全委員会に提出された（なお、昭和五八年三月にその一部が修正されている。）。
５　原子力委員会は、右諮問を受けて審議した結果、昭和五八年四月二六日、内閣総理大臣に対し、本件許可申請が右各要件に適合していると認める旨答申した。６　安全委員会は、右諮問を受けて、昭和五七年五月一四日、安全審査会に対し規制法二四条一項四号に係る事項について調査審議を指示した。当時、安全委員会は、原子炉工学、核燃料工学、熱工学、放射線物理学等の原子炉施設に関する専門的分野を始め、地震学、地質学及び気象学等に及ぶ広範な分野から選ばれた審査委員四四人により構成されていた。
７　安全委員会は、右指示に係る調査審議を適切かつ効率的に行うため、昭和五七
年五月一八日、二八人の審査委員か
らなる第一六部会を設置した。
８　第一六部会は、主として原子炉施設に係る事項を担当するＡグループ、主として公衆の被曝線量評価等の環境面に係る事項を担当するＢグループ、主として地質、地盤、地震、耐震設計等の自然的立地条件に係る事項を担当するＣグループに分かれ、各グループにおいて詳細な検討をした。また、同部会は、随時、全体の会合を開いて各グループに関係する事項の検討を行い、現地調査も行った。そして、同部会は、適宜その審査状況を安全審査会に報告し、安全審査会の審議に付した。第一六部会においては、全体会合七回、現地調査八回、Ａグループ会合二一回、Ｂグループ会合一四回、Ｃグループ会合一〇回の会合等が開催された。９　安全委員会は、昭和五七年七月二日、福井県敦賀市において公開ヒアリングを開催した。右公開ヒアリングにおいて提出された意見等のうち、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）に係る事項については、これを直接これを参酌し、同項四号に係る事項については、同年九月二日、安全審査会にこれを参酌するよう指示した。
１０　第一六部会は昭和五八年四月一二日、それまでの調査審議の結果を安全審査会に報告した。安全審査会は、右報告を基に更に調査審議を行い、同年四月二〇日、本件許可申請が規制法二四条一項四号の要件に適合すると判断する旨の調査審議結果を安全委員会に報告した。
１１　安全委員会は、本件許可申請の規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）の要件適合性については自ら審議し、また、同項四号の要件適合性については安全審査会の右報告を踏まえた上で審議した。その結果、安全委員会は、昭和五人年四月二五日、内閣総理大臣に対し、本件許可申請が右各要件に適合していると認める旨答申した。
１２　内閣総理大臣は、原子力委員会及び安全委員会の右各答申を受け、また、昭和五八年四月二八日に通商産業大臣の同意を得た上、本件許可申請は規制法二四条一項各号の要件に適合していると判断し、同年五月二七日、規制法二三条一項に基づき、本件許可処分をした。
１３　なお、内閣総理大臣（所部の機関は科学技術庁）及び安全委員会（安全審査会を含む。）が本件許可申請に対して規制法二四条一項三号及び四号の要件適合性についてした審査を「本件安全審査」という。
三　本件安全審査の対象
規制法は、その規制対象を、精錬事業（第二章）、加工事業（第三章）、原子炉の設置、運転等（第四章）、再処理事業（第五章）、核燃料物質の使用等（第六章）、国際規制物質の使用（第六章の二）に分け、それぞれについて内閣総理大臣の指定、許可、認可等を受けるべきものとしているのであるから、第四章所定の原子炉の設置、運転等に対する規制は、専ら同章所定の事項をその対象とするものであって、他の各章において規制することとされている事項をその対象とするものではないと解される。
また、規制法第四章の原子炉の設置、運転等に関する規制の内容を見ると、原子炉の設置の許可、変更の許可（二三条ないし二六条の二）のほかに、設計及び工事方法の認可（二七条）、使用前検査（二八条）、保安規定の認可（三七条）、定期検査（二九条）、原子炉の解体の届出（三八条）等の各規制が段階的に行われることとざれている（なお、規制法七三条は、本件原子炉のような発電用原子炉施設について、二七条ないし二九条の適用を除外するものとしているが、これは、電気事業法四一条、四三条及び四七条により、その工事計画の認可、使用前検査及び定期検査を受けなければならないとされているからと解される。）。したがって、原子炉施設の設置許可の段階においては、専ら当該原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針のみが規制の対象となるのであって、後続の設計及び工事方法の認可（二七条）の段階で規制の対象とされる当該原子炉施設の具体的な詳細設計及び工事の方法は規制の対象とはならないと解される。


右の規制法の規制の構造に照らすと、本件安全審査は、本件原子炉施設の安全性に係るすべてをその審査対象とするものではなく、その基本設計ないし基本的設計方針に係る事項のみをその対象とするものと解される。
四　当裁判所の判断の手法
右認定のとおり、本件原子炉施設の設計における安全性の確保については、規制法二四条一項四号の要件適合性の問題として、本件安全審査において調査審議され、同号の要件に適合する旨の判断がされている。そして、本件安全審査において、科学技術庁は、原子力安全技術顧問から専門技術的見地からの意見を聴取していること、また、安全審査会の審査委員は、学識経験のある者及び関係行政機関の職員のうちから内閣総理大臣が任命するとされていることから明らかなように、本件安全審査は、学識経験者や関連行政機関の職員等、原子力発電所に関する専門家によって行われたものということができる。そうすると、本件安全審査における調査審議及び判断の結果は、本件原子炉施設の設計における安全性が確保されないか否かの判断において、重要な証拠となるということができる。すなわち、本件安全審査の調査審議及び判断の合理性が肯定された場合には、原則として、被告は、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針における安全性の確保について一応の立証を尽くしたということができるから、このような場合は、立証責任を負う原告らにおいて、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針において安全性が確保されないところのあることについて更なる立証を行わなければならないと解される。
したがって、本判決においては、まず、本件安全審査の調査審議及び判断の合理性について判断し、次いで、本件安全審査の合理性に対する原告らの反論並びに本件原子炉施設の詳細設計及び工事の方法に関する争点について判断を示すことにする。
そして、争いのない事実並びに乙九及び乙一四の三によれば、本件安全審査においては、平常時はもちろん、地震、機器の故障その他の異常時においても、一般公衆及び従業員に対して放射線障害を与えず、かつ、万が一の事故を想定した場合にも一般公衆の安全が確保されることを基本方針とし、具体的には、①立地条件に係る安全確保対策、②平常運転時の被曝低減に係る安全確保対策、③事故防止に係る安全確保対策、④公衆との離隔に係る安全確保対策について審査したことが認められる。
そこで、以下では、右の順序に従って、本件安全審査の調査審議及び判断の合理性、本件安全審査の合理性に対する原告らの反論並びに本件原子炉施設の詳細設計及び工事の方法に関する争点について判断を示すことにする。
第三　本件原子炉施設の立地条件に係る安全確保対策
一　本件安全審査の内容
乙六ないし一〇、乙一四の一ないし三、乙一六、乙二二、乙二三及び乙イ六並びに弁論の全趣旨よれば、本件原子炉施設の立地条件に係る安全確保対策についての本件安全審査の内容について、次のとおりと認められる。
１　審査基準及び審査方針
本件安全審査においては、「評価の考え方」に基づき、「安全設計審査指針」、「耐震設計審査指針」、「原子力発電所の地震、地盤に関する安全審査の手引き」（昭和五三年八月二三日安全審査会決定）を参考とし、本件原子炉施設がその基本設計ないし基本的設計方針において、立地条件に係る安全が確保されるかどうかを判断するものとし、地盤、地震、気象、海象等が審査されたが、このうち、地盤及び地震については、次の事項を重点的に審査した。
（一）　本件原子炉施設の敷地（本件敷地）の地盤は、本件原子施設に損傷を与えるような大規模な地滑りや山津波を発生するおそれはないか。本件敷地の地盤のうち、原子炉施設の支持地盤は、その施設を支持する上で十分な地耐力を有すると共に、地震による地盤破壊や荷重による不等沈下を起こすおそれはないか。（二）　本件敷地周辺において将来発生することがあり得るものと考えるべき地震が、過去の地震歴等から適切に選定されているか。これらの地震が本件敷地に及ぼすと考えられる影響を十分吟味した上で、原子炉施設の敷地基盤における設計用基準地震動が十分安全余裕をもって設定されているか否か。（三）　この設定された設計用基準地震動に対しても、工学的、技術的見地からみて、申請の対象となる本件原子炉施設について、十分安全余裕のある耐震設計を講ずることができるか否か。
２　敷地
（一）　本件安全審査においては、次の事項を確認した。本件敷地は、福井県敦賀市白木に属し、敦賀市市街地より北西約一二キロメートル、美浜町中心街より北東約一六キロメートル、敦賀半島北端部に位置している。本件敷地は、背後を標高三〇〇ないし六〇〇メートルの山地によつで囲まれ、中央部は段丘ないし扇状地を呈する丘陵部で、勾配七分の一から一〇分の一の緩い斜面になっている。
原子炉本体は、海岸線から約七〇メートル山側に位置し、本件敷地の山裾を掘削した岩盤上に設置される。原子炉本体の中心から本件敷地境界までの昀短距離は北東方向約五七〇メートルである。
本件敷地の面積は約一〇八万平方メートルであるが、このうち発電所設備用地は陸部造成による約二三万平方メートルと海面埋立による約八万平方メートルの合計約三一万平方メートルである。
（二）　そして、本件安全審査においては、本件敷地の広さは、法令で規制される周辺監視区域の設定において十分な条件を有しており、また、周辺公衆との離隔の確保についても、「立地審査指針」に示される条件を満足しているので、妥当であると判断した。
３　地震
（一）　耐震設計上想定すべき地震
本件安全審査においては、①本件原子炉施設の耐震設計において考慮する地震動は、本件敷地に昀も大きな影響を与えると考えられる地震に基づき想定する必要があり、このためその強さの程度に応じて基準地震動Ｓ１をもたらす設計用昀強地震及び基準地震動Ｓ２をもたらす設計用限界地震をそれぞれ適切に想定することが要求される、②設計用昀強地震としては、過去に本件敷地又はその付近に影響を与えたと考えられる被害地震及び近い将来本件敷地に影響を与えるおそれがあると考えられる活動度の高い活断層による地震の中から、昀も影響の大きいものを想定することが要求される、③設計用限界地震としては、右昀強地震を上回るものがある場合には、その活動度の大小の程度を考慮した本件敷地周辺の活断層及び地震地帯構造に基づき、工学的見地からの検討を加えて、このうち本件敷地に対して昀も影響の大きい地震を想定し、また、直下地震を想定することが要求されるとした上で、次の事項について審査した。
（１）　過去の被害地震
（イ）　地震資料


本件安全審査においては、過去の被害地震の調査に用いられ地雷資料の信頼性及び他の地震資料との相違点について検討し、地震の想定に当たって使用された地震資料が、地震の規模、震央位置、震源深さ、余震域、被害状況等の十分な情報を有するものか否かを審査した。
そして、本件安全審査においては、本件許可申請において地震資料として採用されている「日本被害地震総覧」は、既往の種々の地震資料を基に昀新の研究成果を取り入れて編集されたもので、我が国において昀も充実し、かつ、信頼性のある被害地震の資料の一つであると一般に認められているものであり、適切であると判断した。
（ロ）　敷地周辺の主な地震
本件安全審査においては、本件敷地に影響を及ぼすおそれのある地震の規模、震央位置とその震度分布、被害状況等との整合性について検討し、本件敷地に影響を与えたか、又は与えたと推定される過去の地震が適切に選定されているか否か、また、それらの地震の規模、震央位置の想定が妥肪当であるか否かを審査した。本件許可申請においては、「日本被害地震総覧」による地震の規模、震央位置、余震域、被害状況等の情報に基づいて、本件敷地からの震央距離が約一五〇キロメートル以内のすべての被害地震がリストアップされ、この中から、本件敷地に影響を及ぼす被害地震として、天平美濃の地震（西暦七四五年、マグニチュード七・九、震央距離六一・一キロメートル
）、元暦近江の地震（一一八五年、マグニチュード七・四、震央距離四九・七キロメートル）、正中近江の地震（一三二五年、マグニチェード六・七、震央距離一八・二キロメートル）、天正畿内の地震（一五八六年、マグニチュード八・一、震央距離七八・八キロメートル）、寛文近江の地震（一六六二年ヘ、マグニチュード七・八、震央距離五四・一キロメートル）、文政近江の地震（一八一九年、マグニチュード七・四、震央距離六六キロメートル）、濃尾地震（一八九一年、マグニチュード七・九、震央距離五七・二キロメートル）、北丹後地震（一九二七年、マグニチュード七・五、震央距離八二・一キロメートル）、福井地震（一九四八年、マグニチュード七・三、震央距離四四・六キロメートル）、越前岬沖地震（一九六三年、マグニチュード六・九、震央距離二一キロメートル）が選定されている。本件安全審査においては、右被害地震は、一般家屋に被害が発生するとされている気象庁震度階Ｖを一応の目安として選定されていることなどから、本件敷地周辺の主な地震の選定及び地震の規模、震央位置の想定は妥当であると判断した。（２）　活断層
（イ）　調査
本件安全審査においては、文献調査、空中写真判読による調査及び現地調査等の実施状況とその内容について検討し、海域を含む本件敷地周辺に存在する活断層について、その位置、長さ、活動性等の状況を把握するため、文献調査、空中写真判読、現地調査等により、十分な調査が実施されているか否かを審査した。そして、本件安全審査においては、陸域については「日本活断層図」（地質調査所、昭和五三年）等関連の断層分布図及び既往の文献を基にして、空中写真判読、現地調査を実施した結果によって、また、海域については「海底地質構造図（若狭湾東部）」（海上保安庁、昭和五五年）等、本件敷地周辺海域で実施された音波探査結果によって、本件敷地周辺の断層の存在及びその活動性等が確認されており、必要な調査が行われていると判断した。
（ロ）　敷地周辺の活断層
本件安全審査においては、活断層についての調査内容、活断層の規模、活動度等の評価及び本件敷地において考慮する必要のある活断層の選定の妥当性について検討して、本件敷地周辺に存在し、本件敷地に影響を与える可能性のある活断層の位置、規模、変位様式、活動性等の状況が適切に把握されているか否かを審査した
（ａ）　文
献調査による敷地周辺の活断層
本件許可申請においては、本件敷地への影響を検討する必要のある本件敷地周辺の主な活断層として、陸域については、「日本活断層図」、「日本の活断層分布図」（地質学論集第一二号、昭和五一年）及び「日本の活断層」（活断層研究会、昭和五五年）等の関連文献による検討により、柳ケ瀬断層、甲楽城断層、野坂断層、三方断層、木ノ芽峠断層、花折断層及び濃尾断層系等が挙げられており、また、海域については、「海底地質構造図（若狭湾東部）」、「日本の活断層」による検討により、敦賀湾口から干飯崎海岸付近の断層（Ｓ―８断層）、干飯崎西側海域の二本の連続する断層（Ｓ―１＋Ｓ―６断層）及び敦賀半島西側海域の雁行する断層（Ｓ―２１ないしＳ―２７断層）が挙げられている。本件安全審査においては、右各文献は昀新の知見をとり入れ、活断層に関する既往の種々の文献を集約しているものと認められるから、これらの文献により本件敷地周辺の主な活断層存在を推定することは妥当であり、また、右の活断層の選定は、その断層の活動によって本件敷地に気象庁震度階Ｖ程度以上の影響を及ぼすことを想定してされており、妥当であると判断した。
（ｂ）　敷地周辺の主な活断層の性状
本件許可申請においては、前項で選定された活断層の性状は次のとおりとされているところ、本件安全審査においては、関連資料の検討、その他これを確認するために行った空中写真判読、現地の断層露頭の観察等の調査により、その内容は妥当であると判断した。
（い）　柳ケ瀬断層
本断層は、琵琶湖北部の滋賀県伊香郡木ノ本町付近から、福井県今庄町西方上板取に至る区間にあるとされ、谷の直線性が断層地形を示唆するものとして推定されている断層である。
その活動性については、椿坂峠から南の部分一九キロメートルについては、昀大幅五〇メートル以上の高破砕帯の存在、左横ずれの明瞭な変位地形が認められること、雁ケ谷では縄文土器を出土した地層に変位を与えていることなどから、活動度の高い活断層として考慮する必要がある。他方、椿坂峠から北の部分は、武蔵野期相当と判断される扇状地堆積物に変位を与えていないことなどから、南部に比べ活動性が低いと考えられるが、リニアメントが連続して認められ、Ｂ級活断層と指摘する文献もあることから、木ノ本町から上板取北方の二ッ屋跡までの全長二八キロメートルについて、第四紀後期の活動の可能性を考慮することが適切である。
（ろ）　甲楽城断層
本断層は、南条郡α大谷から干飯崎にある海岸が断層崖であるとして指摘されている断層であり、陸域にみられる部分と海域の部分（Ｓ―８断層）とは連続するものとし、大谷沢から干飯崎沖までの長さ二〇キロメートルの断層として考慮することが適切である。


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


本件許可申請においては、設計上考慮する活断層とこれから想定される地震として、陸域からは、柳ケ瀬断層による地震（断層長さ二八キロメートル、マグニチュード七・二、震央距離二一キロメートル）、甲楽城断層による地震（海域のＳ―８断層を含む断層長さ二〇キロメートル、マグニチュード七・○、震央距離二・五キロメートル）、野坂断層による地震（断層長さ七キロメートル、マグニチュード六・三、震央距離一四キロメートル）、三方断層による地震（断層長さ一八キロメートル、マグニチュード六・九、震央距離二四キロメートル）、木ノ芽峠断層による地震（断層長さ二五キロメートル、マグニチュード七・二、震央距離一六・五キロメートル）を、海域からは、Ｓ―１＋Ｓ―６断層による地震（断層長さ二〇キロメートル、マグニチュード七・○、震央距離二〇・二キロメートル）、Ｓ―２１ないしＳ―２７断層による地震（断層長さ一七キロメートル、マグニチュード六・九一、震央距離一二・一キロメートル）が選定されており、右においては、経験式（松田式）に基づいて断層から想定される地震の規模を想定している。
本件安全審査においては、前記（ロ）のとおり選定された断層は妥当であり、地震の規模の想定のために用いられている松田式は、日本の内陸における地震断層の長さと地震の規模との関係から求められたものであり、妥当であると判断した。
（３）　地震地体構造
本件安全審査においては、本件敷地周辺の地震地体構造から想定される地震の規模、震央位置等が適切に定められているか否かについて審査した。本件許可申請においては、本件敷地周辺において起こり得る限界的な地震を活断層との関連で考慮するものとし、本件敷地周辺において規模の大きい活断層である花折断層の位置にマグニチュード七・八、震央距離六〇キロメートルの地震が想定されている。
本件安全審査においては、右地震の想定について、過去の地震の生起状況等から、マグニチュード七と四分の三が起こりうる地震の上限であるとする知見が得られていること、花折断層から想定される地震規模がほぼこれに対応することなどから、ここに限界的な地震が発生する可能性を考慮していることは安全評価上適切であると判断した。なお、濃尾断層系の属する地域は、起こり得る限界的な地震の規模が本件敷地周辺の地域より大きいとされているが、これについては濃尾断層系によって本件敷地への影響が評価されているので支障はないと判断した。
（４）　直下地震
本件安全審査においては、直下地震の規模、震源距離等が適切に想定されているか否かを審査した。
本件許可申請においては、マグニチュード六・五の地震が震央距離一〇キロメートルの位置に想定されている。
本件安全審査においては、直下地震に相当する地震としては、その地域の地質構造や地震の生起状況によって想定するのが望ましいが、その規模及び位置を特定することが困難であり、また、この地震は実際に発生する地震との関連よりも、むしろ起こった場合を想定することを要求されている地震であることから、右直下地震の想定は、震源域における地震の被害状況の観測等から得られている知見からみて、安全評価上適切であると判断した。
（５）　昀強地震及び限界地震
本件安全審査においては、考慮すべき地震から昀強地震及び限界地震が適切に選定されているか否かを審査した。
（イ）　昀強地震
本件許可申請においては、昀強地震として、考慮の対象とされた歴史地震のうち、濃尾地震、寛文近江の地震、天平美濃の地震、越前岬沖地震、天正畿内の地震の各地震及び柳ケ瀬断層（南部）から想定される地震（マグニチュード七・○、震央距離二五キロメートル）が選定されている。
本件安全審査においては、本件敷地周辺の主な被害地震が敷地に与える影響を検討した結果、右各地震はその規模及び震央距離から想定される昀大震幅等、本件敷地に与える影響がその他の地震よりも大きいと認められるので、歴史地震の選定に支障はなく、また、柳ケ瀬断層南部の約一九キロメートルは、前記（（２）、（ロ）、（ｂ）、（い））のとおり、活断層の疑いが高いことから、昀強地震の対象として選定されたことは適切であると判断した。なお、地震断層である濃尾断層系から想定される地震については、歴史地震において考慮されているので支障はないと判断した。
（ロ）　限界地震
本件許可申請においては、限界地震として、甲楽城断層から想定される地震、木ノ芽峠断層から想定される地震、Ｓ―２１ないしＳ１―２７断層から想定される地震、柳ケ瀬断層から想定される地震、地震地体構造の見地から想定される地震及び直下地震が想定されている。
本件安全審査においては、活断層、地震地体構造から想定される地震及び直下地震の想定は、前記（（２）、（ニ）、（３）及び（４））のとおり妥当であるから、限界地震の選定は適切であると判断した。なお、前記（（２）、（ニ））にお
いて考慮する必要があるとされた諸断層に
よる地震が敷地に与える影響は、右断層の影響を上回るものではないことから、これら四つの断層で代表させたことに支障はないと判断した。
（６）　まとめ
以上のことから、本件安全審査においては、本件許可申請における過去の被害地震、活断層、地震地体構造及び直下地震の評価、これらによる昀強地震及び限界地震の想定はいずれも妥当であると判断した。
（二）　基準地震動
本件安全審査においては、基準地震動Ｓ１及びＳ２の諸特性が、昀強地震及び限界地震から適切に評価されているか否かを審査した。
（１）　地震動特性
本件安全審査においては、昀大振幅について、考慮すべき地震と本件敷地との相互関係、算定法等の妥当性を、周波数特性について、その特性を定めるために採用した方法の信頼性、本件敷地の地盤特性との適合性等を、継続時間等について、地震規模との関連性をそれぞれ検討し、地震動の策定に際して、その昀大振幅、周波数特性、継続時間と振幅包絡線の経時的変化が適切な方法で評価されているか否かを審査した。
（イ）　地震の昀大振幅
本件許可申請においては、地震と本件敷地との相互関係について、歴史地震については震央からの距離で表し、断層による地震についてはその中心付近からの距離で表している。また、昀大速度振幅は、地震動の観測結果に基づいた経験式（金井式）によって求められている。
本件安全審査においては、右地震と本件敷地との相互関係の表現方法、昀大速度振幅を求めた金井式はいずれも妥当であると判断した。
（ロ）　地震の周波数特性


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


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


位置する敦賀湾敦賀検潮所の観測記録による既往昀高潮位は、東京湾中等潮位十一・二八メートルとされており、②波浪については、昭和四八年八月から昭和四九年九月までの間の敷地前面海域における観測によると、有義波高は四メートル以下が九七パーセント、昀大波高は九・五七メートルとされているところ、本件原子炉施設の主要な建物の整地面高さはＥＬ＋二一・○メートル以上であり、また、敷地前面に設けられている防波護岸は、これらに対して十分耐えられるように設計することとされていることから、海象によって本件原子炉施設の安全性が損なわれることはないと判断した。
７　社会環境
本件許可申請においては、本件敷地付近の社会環境について、原子炉を中心とする半径一〇〇キロメートル以内の人口分布、半径五キロメートル以内の集落及び公共施設、敦賀市等における産業活動、交通の状況、開発計画等について、関係行政機関が作成した統計資料等により調査されている。
本件安全審査においては、右調査とその結果について、次のとおり審査した。
（一）　人口分布
本件許可申請においては、仮想事故時の全身被曝線量の積算値を計算するための敷地を中心とした人口分布及び西暦二〇二五年における人口分布については、それぞれ昭和五〇年一〇月に実施された国勢調査の結果及び厚生省人口問題研究所が推計した資料を基に調査されている。
本件安全審査においては、右人口分布の調査は妥当であると判断した。
（二）　周辺の産業活動
本件許可申請においては、本件敷地周辺の産業活動について、関係行政機関作成の統計資料等によって、敦賀市を中心として調査されており、右調査によれば、敦賀布における産業別就業状況は、第一次産業約一一パーセント、第二次産業約三八パーセント、第三次産業約五一パーセント（昭和五〇年国勢調査による。）とされている。
本件安全審査においては、本件敷地付近には被告の新型転換炉「ふげん」、日本原子力発電敦賀原子力発電所、関西電力美浜原子力発電所を除いて特別な産業活動は見当たらず、敦賀市における主な産業は卸売・小売業、サービス業、製造業であり、これらの産業活動が本件原子炉施設の安全性に影響を与えることはないと判断した。
（三）　周辺の交通
本件許可申請においては、本件原子炉施設周辺の交通について、陸上交通は、鉄道路線として国鉄北陸本線及び小浜線が、道路として国道八号線、同二七号線及び北陸自動車道があるが、いずれも本件敷地中心から一〇キロメートル以上離れていること、昀寄りの道路は本件原子炉施設の炉心からの昀短距離が約一・ニキロメートルの県道佐田立石敦賀線であること、海上交通は、重要港湾に指定されている敦賀港が本件敷地から約一二キロメートル離れたところにあること、航空関係については、本件敷地周辺に飛行場はなく、本件原子炉施設上空に定期航空路もないこと、本件原子炉施設周辺空域は航空自衛隊の練習区域となっているが、防衛庁通達によって発電所上空域は原則として飛行してはならないとされていることから、各交通関係については、本件原子炉施設の安全性に影響を及ぼすことはないものと判断した。
８　耐震設計
本件安全審査においては、本件原子炉施設の耐震設計について、耐震設計の方針、施設の耐震重要度の分類、地震力の算定、地震力と他の荷重の組み合わせ及び地震時における応力等の許容限界等の妥当性について検討し、本件原子炉施設が、想定されるいかなる地震力に対しても、これが大事故の誘因とならないよう、十分な耐震性を有するか否かについて審査した。
その結果、本件安全審査においては、次のとおり、本件原子炉施設の耐震設計の基本的方針は妥当であり、施設の耐震性を十分確保し得るものと判断した。
（一）　耐震設計の重要度分類
本件安全審査においては、ＬＭＦＢＲの設計の特徴を踏まえ、施設の持つ安全機能からみた耐震重要度分類の方針及び各施設の重要度分類の妥当性について検討し、本件原子炉施設が地震により機能を失うことによって想定される環境への影響の観点から、ＬＭＦＢＲの設計の特徴を十分に踏まえた耐震設計上の重要度分類がされているか否かを審査した。
（１）　耐震重要度分類の方針
本件許可申請においては、自ら放射性物質を内蔵しているか、又は内蔵している施設に直接関係しており、その機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性のあるもの、これらの事態を防止するために必要なもの及びこれらの事故発生の際に外部に放散される放射性物質による影響を低減させるために必要なものであって、その影響効果の大きいものをＡクラスとし、更に、Ａクラスの施設のうち特に安全上重要な施設はＡｓクラスとしている。また、右において影響効果が比較的小さいものをＢクラスとし、Ａクラス、Ｂクラスに属さないものをＣクラスとしているが、ナトリウムの性状を考慮し、Ａクラス以外の施設で大量の液体ナトリウムを内蔵する施設はＢクラスとしている。
本件安全審査においては、右分類の方針は、放射性物質の外部放散による環境への影響を防止するために必要な機能をその影響の程度の重大性に応じて分類する方針であり、妥当であると判断した。
（２）　各施設の重要度分類
（イ）　本件許可申請においては、主要な施設の重要度は次のように分類されている。
（ａ）　Ａクラスの施設
①原子炉冷却材バウンダリを構成する機器、配管、②制御棒及び制御棒駆動機構（原子炉自動停止時の制御棒挿入に関する部分）、③原子炉格納容器、④補助冷却設備及び二次主冷却系設備（中間熱交換器からみて蒸気発生器の止め弁まで）、⑤炉外燃料貯蔵槽のうち燃料貯蔵容器及び回転ラック並びに水中燃料貯蔵設備の燃料池及び貯蔵ラック、⑥ガードベッセル、⑦アニュラス循環排気装置、⑧原子炉カバーガス等のバウンダリを構成する機器、配管等。
なお、このうち①ないし⑤はＡｓクラスとされている。
（ｂ）　Ｂクラスの施設
一次ナトリウム純化系設備、廃棄物処理設備、二次ナトリウム補助設備等。
（ｃ）　Ｃクラスの施設
発電器、蒸気タービン設備、淡水供給設備等、その他Ａ及びＢクラスに属さないもの。
（ｄ）　なお、主要施設の持つ機能を維持するために必要な補助施設は、主要設備と同等の重要度に分類される。また、これらの主要施設及び補助施設を支持する構造物については、その施設の耐震設計に用いられる地震動によって支持機能を失わないことを確認することとする。


（ロ）　本件安全審査においては、これらの各施設の重要度は、基本方針に従い、施設の機能に基づいて分類されており、また、要求される機能に関連する補助施設等も考慮して、当該機能が損なわれることがないように配慮されていると認められるので、妥当であると判断した。
（二）　地震力の算定
本件安全審査においては、地震力の算定に用いる層せん断力係数、震度、地震動、静的解析及び動的解析による地震力の算定方法について検討し、地震力の算定が施設の重要度に応じた適切な方法によっているか否かを審査した。
（１）　静的解析に基づく地震力
本件許可申請においては、標準せん断力係数を○・二とし、建物、構造物の振動特性、地盤の種類等を考慮して求められる層せん断力係数から、静的解析に基づく水平地震力を求め、また、鉛直地震力については、震度○・三を基準とし、建物、構造物の振動特性、地盤の種類等を考慮した高さ方向に一定の震度（鉛面震度）が垂直方向に作用するものとされた。
そして、静的解析に際しては、Ａクラスの建物、構造物については、層せん断力係数の三倍及び鉛直震度から求められる地震力を静的地震力として用い、機器、配管では、建物、構築物に対する層せん断力係数の値を水平震度としたもの及び鉛直震度の一・二倍から求められる地震力が静的地震力とされ、Ｂクラスについては、層せん断力係数の一・五倍、Ｃクラスについては、層せん断力係数の一・○倍からそれぞれ求められる地震力が静的地震力とされた。
本件安全審査においては、右静的地震力の算定方法は、昀新の知見に基づいたものであり、支障はないと判断した。
（２）　動的解析に基づく地震力
（イ）　本件許可申請においては、動的解析に基づく地震カについて、次のとおりとされている。
（ａ）　動的解析は、各施設を集中質点系等の解析モデルに置換して、剛性及び減衰量を適切に評価し、地盤との相互作用を考慮した上、スペクトルモーダル解析法、時刻歴モーダル解析法又は時刻歴直接積分法によって行う。（ｂ）　Ａ及びＡｓクラスの施設の地震応答解析は、基本的には施設が弾性的挙動をするものとして行われるが、建物、構築物については、基準地震動Ｓ２に対して弾性範囲をある程度以上超える場合にあっては、その超える程度を安全上支障のない範囲に制限した上、適切な減衰量、剛性を考慮するか、又は実験等に基づく復元力特性を考慮して行う。
（ｃ）　動的解析に際しては、基準地震動を敷地のＥＬ＋五メートルの位置に想定し、設置される建物、構築物等の地震波動に与える影響を適切に考慮して入力地震動を定める。
（ロ）　本件安全審査においては、動的解析に基づく地震力の算定についての基本方針は妥当であると判断した。すなわち、
（ａ）　本件許可申請における動的解析の手法は、既に工学的に一般的になっていて実績もある上、弾性範囲をある程度以上超える場合には、建物、構築物の構造特性等を考慮して、十分その安全性を確認する方針となっており、支障はないと判断した。
（ｂ）　本件許可申請における地震応答解析における地震動の取り扱いについては、重要な建物、構築物の設置レベル付近では、微小な粘土化帯の存在がみられる
が、全体として堅硬な岩盤が分布
し、その横波速度が約一・九キロメートル毎秒程度となっていること、これより下方はその横波速度もほぼ一様に漸増する傾向がみられることなどから、このような敷地の地盤条件で基準地震動を定めることは適切であると判断した。
（三）　荷重の組合せと許容限界
（１）　本件安全審査においては、原子炉施設の耐震設計においては、常時作用する荷重、運転時に施設に作用する荷重等と地震による荷重とを加算して考慮しなければならないとした上で、地震力と他の荷重との組合せ法の妥当性と、その組合せ荷重状態で施設に許容される応力限界等について検討し、Ａ、Ｂ及びＣクラスの施設については、弾性とみなされる範囲の状態を維持できるか否か、また、Ａｓクラスについては、基準地震動Ｓ２による地震力に対して弾性とみなされる範囲を超えることがあっても、その施設の機能に影響を及ぼすおそれがない程度であるか否かを審査した。
（２）　本件許可申請においては、荷重の組合せと許容限界の基本的方針について、次のとおりとされている。
（イ）　Ａクラスの建物、構築物については、常時作用している荷重及び運転時に施設に作用する加重と、基準地震動Ｓ１による地震力又は静的地震力と組み合わせ、その結果発生する応力に対して、安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。
そして、Ａｓクラスの建物、構築物については、右に加え、更に常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動Ｓ２による地震力とを組み合わせ、その結果発生する応力に対して建物、構築物の終局耐力に妥当な安全余裕を持たせる。
（ロ）　Ｂ、Ｃクラスの建物、構築物については、常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と静的地震力とを組み合わせ、その結果発生する応力に対し、安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。（ハ）　Ａクラスの機器、配管については、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動Ｓ１による地震力又は静的地震力とを組み合わせ、その結果発生する応力に対して降伏応力又はこれと同等な安全性を有する応力を許容限界とする。
Ａｓクラスの機器、配管については、右に加えて、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動Ｓ２による地震力を組
合せ、その結果発生する応力に対して構造物
が局部的に降伏して塑性変形する場合でも、過大な変形、亀裂、破損等が生じることによってその施設の機能に影響を及ぼすことがないこととする。（ニ）　Ｂ、Ｃクラスの機器、配管についても、Ａクラスの場合と同様の荷重の組合せ及びその許容限界を用いる。
（ホ）　地震時に機能の維持を要求される施設に含まれる動的機器の地震時における動作機能については、実験等により確認する。
（ヘ）　地震力と組み合わせる運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じる荷重は、地震によって引き起こされる事象によって作用する荷重とするが、地震によって引き起こされるおそれがなくても、長期間作用する事故時の荷重については、基準地震動Ｓ１による地震力又は静的地震力との組合せを考慮する。（３）　本件安全審査においては、右荷重の組合せと許容限界についての基本的方邸針を妥当であると判断した。すなわち、


（イ）　荷重の組合せに対する方針は、合理的で、妥当なものである。（ロ）　許容限界については、建物、構築物の場合は、基準地震動Ｓ１による地震力、又は静的地震力に対しては安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度とされ、機器、配管の場合についても、材料の降伏応力程度とされていることから、弾性範囲にあると認められる。また、基準地震動Ｓ２による地震力に対して、建物、構築物については、終局耐力に余裕を考慮して許容限界を定め、十分な変形能力を有していることを、機器、配管については、過夫な変形、亀裂、破損を起こさないことをそれぞれ確認することにより、施設の機能を喪失しないことが基本方針とされているので支障はない。
（ハ）　重要な動的機器の動作機能については、実験等によってその機能を確認する方針とされているので適切である。
９　本件安全審査の結論
本件安全審査においては、調査審議の結果、本件原子炉施設の立地条件に係る安全性について、本件原子炉施設が審査基準に適合し、その基本設計ないし基本的設計方針において、本件原子炉施設の周辺において発生するおそれのある地震を含め、本件原子炉施設の立地条件を考慮しても、本件原子炉施設の安全性を確保することができ、原子炉等による災害の防止上支障がないものと判断した。
二　本件安全審査の合理性
１　審査基準及び審査方針の合理性
「耐震設計審査指針」は、原子炉施設を構成施設の耐震設計上の重要度に配慮
し、地震学上の知見に
基づいて作成されたものであって、設計上の耐震性が十分に確保できる内容であり、また「原子力発電所の地震、地盤に関する安全審査の手引き」は、地質学上の知見に基づいて作成されたものであって、原子炉施設の敷地の地質、地盤について原子炉施設の自己荷重や地震その他の想定された加重に対する安全性を十分に確保できる内容であると認められる。その他、本件原子炉施設の立地条件に係る安全確保対策に関する本件安全審査に用いられた審査基準及び審査方針に不合理な点があるとは認め難い。
２　審査内容の合理性
（一）　立地、気象、水理、社会環境に関する本件安全審査の調査審議及び判断に不合理な点があるとは認め難い。
（二）　地盤に係る安全性については、①敷地付近及び敷地周辺において、将来、土地の大きな陥没や火山活動など、大きな地変が発生し、本件敷地に影響を及ぼすおそれのないこと、②本件敷地において地すべりや山津波などが発生し、本件原子炉施設に損傷を与えるおそれのないこと、③敷地周辺で想定される地震等によって、本件敷地の地盤が崩壊するおそれのないことがそれぞれ必要であると解されるところ、本件安全審査においては、本件敷地の地盤は、地震時にも崩壊などによって施設に影響を与えるおそれはなく、安定した地盤であること、本件原子炉施設を支持する地盤は、施設の自重や想定される地震時の荷重によって不等沈下や地盤破壊等が起こることがなく、本件原子炉施設の安全性を十分確保できることが確認されており、本件許可申請について右①ないし③が満たされることが確認されたということができるから、本件安全審査の調査審議及び判断に不合理な点があるとは認め難い。
（三）　耐震設計については、原子炉施設の耐震設計が適切に行われたといいうるためには、①施設の耐震設計上の重要度分類が適切に行われていること、②設計用昀強地震及び設計用限界地震想定の前提となる考慮すべき地震の選定が適切に行われていること、③設計用昀強地震によってもたらされる基準地震動Ｓ１及び設計用限界地震によってもたらされる基準地震動Ｓ２について、地震動の諸特性が適切に決定されていること、④耐震設計が十分な耐震安全性を確保し得る適切な手法で行われることがそれぞれ必要であると解されるところ、本件安全審査においては、本件許可申請について右①ないし④が満たされることが確認されたということができ
るから
、本件安全審査の調査審議及び判断に不合理な点があるとは認め難い。３　以上のとおり、本件安全審査における本件原子炉施設の立地条件に係る安全性の判断は、合理的根拠に基づいて行われたものであると認めることができ、これに前記（第二、四）で述べた本件安全審査の性格を考え合わせれば、この点について、原告らの主張、立証のない限り、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、立地条件に係る安全性を確保し得るものと推認することができる。
そこで、次に、立地条件に係る安全確保対策に関して、本件安全審査の合理性に対する原告らの反論並びに本件原子炉施設の詳細設計及び工事の方法に関する争点について判断を示すことにする。
三　原告らの主張について
１　「耐震設計審査指針」について
（一）　歴史地震重視について
（１）　原告らは、「耐震設計審査指針」は、歴史的証拠から、過去において本件敷地又はその近傍に影響を与えたと考えられる地震（歴史地震）を中心とする考え方である（基準地震動Ｓ１、Ｓ２を区分しているのもその結果である。）ところ、この考え方は古く、要注意断層の考え方に立つべきであるから、同指針は不合理である旨主張する。また、「耐震設計審査指針」は活断層を軽視しているとも主張する。


しかし、甲ハ六五によれば、原告らの指摘する要注意断層とは、松田時彦が昭和五六年に提唱した考え方であるところ、甲ハ六五によれば、これは、無地震経過率の大小により、ある活断層について、昀新の大地震以降現在までの経過年数を、その断層の平均活動間隔（第四紀後期（およそ一〇数万年前以降現在までをいう。）における平均の再来間隔年数）で除した値を危険度とし、危険度が○・五以上に達した断層を要注意断層とする、又は、同一断層帯における地震の続発性の見地から、歴史地震の有無により、一つの長い断層帯の一部分が比較的昀近（歴史時代）に大地震を起こしている場合、その残余の区間で大地震が発生する可能性が大きいとして、右断層帯を要注意断層とする考え方であることが認められる。そうすると、右要注意断層の考え方は、歴史的資料から得られた過去の地震の発生時期等を基に、活断層（構造線ないし断層帯）の中から要注意断層を認定するものであるから、それ自体、歴史地震を基本とする考え方であって、この点では「耐震設計審査指針」と異なるところはない。また、同指針は、「大地震は一般に同一地域で繰り返し発生すると認められているので、基本的には設計用昀強地震のマグニチュードは敷地あるいはその近傍に影響を与えた過去の地震によって定められるものと考えられる。」とする一方、「古い地震資料には不備があるかもしれないことを考慮し、また、有史期間にはたまたま発生しなかったくり返し期間の長い地震の生起を看過することがないよう、確実な地質学的証拠と工学的判断に基づいて近い将来敷地に影響を与えるおそれのある活動度の高い活断層による地震を考慮に入れることとする。」とした上で、災害防止の観点から昀も重要なＡｓクラスの施設の耐震設計に際しては、地震を引き起こす可能性のある活断層をすべて考慮することとしているのであるから、同指針が要注意断層の立場に立っていないからといって、耐震設計の審査基準として合理的でないということはできないし、活断層を軽視しているということもできない。また、甲ハ六五によれば、要注意断層の考え方は、地震の予知の基礎資料とするために提唱されたものであって、要注意断層とされた構造線ないし断層帯が一つの活断層として活動するものとして、その規模やエネルギーの大小を求めるものではないことが認められるから、右考え方により直ちに「耐震設計審査指針」が不合理になるものでもない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（２）　また、原告らは、長期間地震が発生していないブロック境界の断層について認められる空白域では、歪エネルギーが蓄積されている可能性があるところ、「耐震設計審査指針」は、この空白域に発生する地震を考慮しておらず、不合理である旨主張する。
右原告らの主張は、金折裕司が提唱する「マイクロプレートモデル」に依拠するものと解されるところ、甲ハ六七（右金折の著作）には、甲楽城断層の北部等がブロック境界の断層について認められる空白域であるとして図示されているが（同書証一九八頁のＤないしＦ）、同書証では、右のような空白域から想定される地震について、「歴史地震の発生が知られていないブロック境界については、地震の空白域や次の地震で破壊する領域を予測することが困難である。」とし、「仮にそれを構成する大規模な活断層を次の地震での破壊域とみなし、地震危険度評価を試みる。」と断った上で、右ＤないしＦの空白域を破壊域とあえて仮定し、想定される
地震の
マグニチュード等を試算しているにすぎないのであって、右ＤないしＦの部分において地震が発生する蓋然性があることや、その近辺の複数の活断層が同時活動する蓋然性があることは述べられていない。
したがって、この点に関する原告らの主張はその前提を欠くものである。
（二）　考慮すべき活断層について
（１）　原告らは、「耐震設計審査指針」が、①基準地震動Ｓ１の発生源としての活断層としては、Ａ級活断層（平均変位速度が一ミリメートル毎年以上のもの）に属し、一万年前以降に活動したもの又は地震の再来期間が一万年未満のものとし、②基準地震動Ｓ２の発生源としての活断層としては、Ｂ級活断層（平均変位速度が○・一ミリメートル毎年以上一ミリメートル毎年未満のもの）及びＣ級活断層（平均変位速度が○・一ミリメートル毎年未満のもの）に属し、五万年前以降に活動したもの又は地震の再来期間が五万年未満のものとしていることについて、本来、活断層とは、「新生代第四紀の間に動いたこと価のある断層」を指し、実際にも、数万年から数十万年の再来周期で活動したと認められる断層が存在するのに、五万年前以降の活動が認められない断層は原子力発電所の建設上問題とすべきでないとすることには合理的な根拠がなく、考慮すべき活断層を右のように限定するのは不合理、不十分である旨主張する。
しかし、前記（第六章第二、一）のとおり、原子炉施設の安全性の確保とは、放射性物質の環境への放出を可及的に少なくし、これによる災害発生の危険を社会通念上容認できる水準以下に保つことであるから、どの程度過去にさかのぼって活動歴のある断層を考慮の対象とすべきかという問題も、右の安全性の確保という観点から判断すべき事柄である。したがって、考慮の対象とすべき活断層の選定の当否は、必ずしも、学術上の活断層の定義による必要はなく、それが原子炉施設の安全性を確保するための考慮対象として相当性、合理性を有するか否かによって決するべきである。
そこで検討するに、甲ハ一によれば、専門的には、活断層とは、第四紀あるいは第四紀後期に活動した断層で、将来も活動する可能性のある断層をいうと考えられているが、具体的に何年前からのものをいうのかについては定説とまでいえるものはないことが認められ、また、実際に歴史時代に入ってから、日本国内で五万年を
大幅に超える再来期間で大地震が起こったと認めるべ
き資料もない。そして、乙八二○によれば、そもそも「耐震設計審査指針」が、五万年前以降の活動が認められる活断層について評価すべきこととしているのは、地質時代的にみて昀近まで繰り返し活動していた断層は将来も活動して地震を起こす可能性があること、このような断層の調査結果から繰り返しの期間の大半は約一万年以内、これより長いものでも約五万年以内に納まっていること、一般に活動度が高ければ高いほど繰り返し期間が短いとされていることなどの地震学、地質学等の知見に基づく工学的な判断によるものであると認められる。右認定の事実に照らせば、同指針が、五万年前以降の活動が認められる活断層について評価すべきとしたことは、原子炉施設の安全性の確保という観点からみたとき、相当性、合理性を有するというべきである。


したがって、この点に関する原告らの主張は理由がない。（２）　なお、原告らは、Ｃ級活断層が活動して発生する地震でも、一万年がおおよその再来期間とされており、新しい見解によっても、Ｃ級活断層で断層の長さ二〇キロメートルのものの歪みの蓄積期間は、一万三三四〇年から四万〇九七〇年とされていることから、Ｂ級、Ｃ級の活断層であっても、すべて五万年以内に活動するのであるとして、「耐震設計審査指針」が、Ｂ級、Ｃ級の活断層について、五万年前以降に活動したもの又は地震の再来期間が五万年未満のものに限定して考慮することとし、五万年前以降の活動の証明を要求しているのは不合理である旨主張する。
しかし、右の主張は、Ｂ級、Ｃ級の活断層はすべて地震を起こすことを前提にしたものであるところ、右関係が成り立つことを示す証拠はないから、原告らの右主張はその前提を欠くものというほかない。
また、原告らは、Ｂ級の活断層は、平均変位速度が○・一ミリメートル毎年以上一ミリメートル毎年未満のものをいうところ、これが五万年前以降活動したことがないとすれば、五万年の間の変位量の蓄積は五メートルから五〇メートルということになるが、そのような変位は莫大なエネルギーの蓄積を意味するか、又はおよそありえないものであるから、「耐震設計審査指針」の変位量と蓄積期間の関係は矛盾している旨主張する。
しかし、右主張は、断層の変位がすべて歪みとして蓄積され、地震により放出されることを前提とするものであるところ、右関係が成り立つことを示す証拠はない
から、原告
らの右主張はその前提を欠くものというほかない。
（三）　直下地震について
（１）　原告らは、「耐震設計審査指針」が、設計用限界地震の基準地震動を決定する際、直下型地震としてマグニチュード六・五の地震を深さ一〇キロに想定するとしていることについて、地表に断層が現れずにマグニチュード六・五を超える直下型地震が発生した例があるから、右マグニチュードの想定は不合理である旨主張する。
この点、甲ハ七二によれば、昭和二年北丹後地震（マグニチュード七・三）、昭和一八年鳥取地震（マグニチュード七・二）、昭和二三年福井地震（マグニチュード七・一）、昭和五九年長野県西部地震（マグニチュード六・八）は、いずれも活断層がないか、ほとんどないところで発生したこと、これを踏まえると、原子力発電所の耐震設計上、マグニチュード六・八ないし七・一程度の直下型地震を想定すべきであるとの意見があることが認められ、証人Ｐ１（Ｐ１調書一・一二丁表、同裏、一四丁表ないし一六丁裏）も同旨の証言をする。
しかし、証人Ｐ２の証言（Ｐ２調書一・二四丁裏ないし二七丁表、同四三丁裏、四三丁表、Ｐ２調書二・六二丁裏）によれば、「耐震設計審査指針」は、設計用限界地震を定めるにおいて、過去の地震の発生状況、その活動度の大小の程度を考慮した敷地周辺の活断層の性質、地震地体構造に基づき、地震学的知見に工学的見地からの検討を加えて、このうち敷地に対して影響の大きいものを考慮するものとしているが、これに当たって、原子炉施設の設置場所について、十分な文献調査や現地調査をした上で、過去にマグニチュード六・五ないしこれに近い規模の直下型地震が発生した事実が認められず、また、大規模な直下型地震が生じやすいと考えられる地形、地質等の指摘がされたという事実も認められない場合であっても（本件原子炉施設においてこれらの事情が認められないことは前記一、３及び同４のとおりである。）、なお直下地震として想定するとしたものであることが認められるのであって、「耐震設計審査指針」の直下地震の想定は、要するに十分な調査をして直下型地震の発生可能性が低いことを確認した上でなお要求される想定であって、保守的な想定といえることが認められる。
したがって、原告らの主張するように、地表に断層が現れずにマグニチュード六・五を超える直下型地震が発生した例があり、これに基づき直下地震の想定を引き上げるべきであるという見解があるからといって、そのことから直ちに「耐震設計審査指針」における直下地震の想定が不合理であるということはできない。
なお、原告らは、昭和五八年日本海中部地震（マグニチュード七・七）の発生をもって、「耐震設計審査指針」の直下地震の想定を非難するが、同地震は直下型地震ではない。
（２）　原告らは、「耐震設計審査指針」における直下地震の想定は、基礎岩盤が断層によって破壊されることや、また、直下地震による「衝撃的破壊」について想定していないことは不合理である旨主張する。
しかし、「原子力発電所の地震、地盤に関する安全審査の手引き」は、地盤に係る安全審査として、原子炉施設の敷地地盤のボーリング調査を行い、原子炉施設の安全性に影響を及ぼすような断層の存在しないことを確認することを要求しているから、「耐震設計審査指針」の直下地震の想定において、基礎岩盤が断層によって破壊される事態を想定していないことは不合理ではないし、甲ハ六〇によれば、「衝撃的破壊」は、いまだ確証の得られたものではないと認められるから、およそ原子炉施設の設置場所の地盤の調査結果と無関係に考慮しなければならないということもできない。したがって、「耐震設計審査指針」の直下地震の想定において、衝撃的破壊が考慮されていないことに不合理な点はないというべきである。
（四）　鉛直地震力について
原告らは、「耐震設計審査指針」においては、地震の鉛直地震力の設定につき、動的地震力の鉛直地震力については、基準地震動の昀大加速度（水平方向）の二分の一とし、静的地震力の鉛直地震力については、震度○・三（水平方向の標準せん断力の二分の一に相当する。）とされているが、兵庫県南部地震の観測記録の中には、水平動を上回る上下動がみられるから、右鉛直地震力の設定は不当である旨主張する。
この点、甲ハ六〇（検討会報告書）には、兵庫県南部地震による観測記録中には上下動の昀大加速度が水平動の昀大加速度の二分の一を上回るものがみられる旨の記述がある。しかし、同報告書は、これと並んで、右観察記録の中には、埋立地盤のような軟弱な表層地盤（水平方向の加速度の増幅が抑えられる一方、上下方向の加速度の増幅は抑えられないため、上下方向の加速度が相対的に大きくなる場合があると言われている。）における観測記録や、高層ビルの地下階で得られた観測記録のように構造物の影響を強く受けていると考えられるものが含まれるため、これらを除外した観測記録一二五件について分析したところ、上下動と水平動の昀大加速度振幅の比は、平均的にほぼ二分の一を下回る結果が得られたことをも明らかにしている。


また、同報告書によれば、上下動と水平動の両方向の地震動が作用する場合、一般に、上下方向と水平方向と地震動の昀大加速度の生起時刻及び施設の上下方向と水平方向の振動特性の差等により、両方向の昀大応答の発生時刻が異なることから、右観測記録中、時刻歴波形の得られている観測記録二三件について、水平方向の昀大加速度の発生時刻における水平方向に対する上下方向の加速度振幅の比を分析した結果、平均値は○・一程度、昀大値は○・三程度となり、右比の値は二分の一を大きく下回ることが認められるところ、「耐震設計審査指針」においては、水平地震力と鉛直地震力とが、同時に不利な方向で作用することを想定することを要求しているのであるから、右観測記録によって鉛直地震力を水平地震力の二分の一としていることの合理性が失われるものではないというべきであるそして、弁論の全趣旨によれば、構造物には常時自重が作用するため、構造物は長期荷重としては一般に水平方向よりも鉛直方向に十分な裕度をもって設計され、そのため、短期荷重としての鉛直地震力が構造物に与える影響は小さく、構造物の耐震設計を支配するのは水平地震力であるといえること、原子炉施設の建物は、厚い壁で構成される鉄筋コンクリート造の壁式構造が主体であって壁量が多いため、全体的に上下方向には剛性の高い剛構造となっていることから、上下方向の地震力に対し、一般建築物と比べてはるかに大きな安全余裕を有することが認められる。以上によれば、「耐震設計審査指針」の鉛直地震力の評価は、兵庫県南部地震で得られた知見に照らしても、その合理性が否定されるものではないというべきである。
（五）　遠距離地震について
原告らは、「耐震設計審査指針」が遠方の地震を考慮することとしていないのは不合理である旨主張する。
しかし、「耐震設計審査指針」は、遠距離地震を考慮することを求めているから、原告らの主張は失当である。
２　地震について
（一）　過去の被害地震（歴史地震）について
原告らは、本件安全審査において、敷地周辺に被害を及ぼした過去の地震を本件
敷地か
らの震央距離が一五〇キロメートル以内のものに限ったことは不合理である旨主張する。
この点、前記（１、（五））のとおり、「耐震設計審査指針」は、遠距離地震を考慮することを求めているところ、本件安全審査においては、基準地震動の策定に当たり、本件敷地からの震央距離が一五〇キロメートル以遠の歴史地震を考慮していないことは当事者間に争いがない。しかし、証人Ｐ２の証言（Ｐ２調書一・二九丁裏、四三丁表）によれば、これは、これら遠方の地震が本件敷地に与える影響が、考慮した地震のそれを下回るからであることが認められ、これに反する証拠はない。
したがって、本件安全審査において、震央距離が一五〇キロメートル以遠の歴史地震を考慮しなかったことは、不合理ではなく、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　活断層の存在、連続性、同時活動性、活断層から発生する地震について原告らは、活断層の存在、連続性、同時活動性、活断層から発生する地震等についての本件安全審査には誤りがある旨主張する。
（１）　リニアメントについて
原告らは、本件敷地周辺には、白木―丹生間にほぼ南北方向に延びる延長約四キロメートルのリニアメント（以下「白木―丹生リニアメント」という。）が存在するほか、立石―浦底間にもリニアメントが、また本件敷地の近傍にやや不明瞭な三本のリニアメントがそれぞれ存在するなど、本件敷地は多数の断層に取り囲まれているところ、これらは活断層であるから、本件安全審査においてこれらを評価の対象としなかったことは不合理である旨主張する。
この点、証人Ｐ２の証言（Ｐ２調書一・三〇丁裏ないし三二丁裏）及び乙ハ一によれば、リニアメントは、断層の活動によって形成される場合もあれば、浸食等によって形成される場合もあることから、リニアメントに対応する活断層が存在するか否かは、断層変位を特徴づける他の地形的特徴の有無や地表踏査の結果に基づき判断する必要があることが認められるので、以下、原告らの指摘する各リニアメントにっき、この点を検討する。
（イ）　白木―丹生リニアメントについて
乙ハ一によれば、白木―丹生リニアメントは、「［新編］日本の活断層」において、確実度Ⅲ、すなわち活断層の可能性があるが、変位の向きが不明であったり、他の原因によってリニアメントが形成された疑いが残るもので、活断層である確率
が五〇パーセント以下の
ものと位置づけられていることが認められる。
そして、乙一六―六―三―三〇頁によれば、本件許可申請に際して、被告は、白木―丹生間リニアメント付近の地質等について調査を行い、①右リニアメント沿いに、断層の存在を特徴づけるような変位地形は認められないこと、②右粘土化した部分を覆う地層（第四紀層の堆積層）に、活断層運動による変位は認められないことを確認したことが認められる。
また、証人Ｐ２の証言（Ｐ２調書一・三六丁裏ないし三八丁裏）によれば、本件安全審査においては、右被告の調査の妥当性を確認した上、右リニアメントに対応する位置に、粘土化した花崗岩が所々認められたが、リニアメントが断層運動によって形成された場合には、その力学的作用によって元々の岩石組織は破砕されるのが一般的であるところ、粘土化した花崗岩の中の岩石組織は破砕されずそのまま残されていることが確認されており、リニアメントが断層運動によって形成された場合の一般的特徴が見られないこと、その他断層の活動の存在を示唆するような地形的特徴が認められないことなどから、白木―丹生リニアメント上に所々みられる粘土化帯は、断層活動以外の原因で生じた節理面（岩石の割れ目）を有する花崗岩が、熱水変質作用（地下深部の温度の高い水溶液等により、岩石を構成している鉱物が化学的に変質して新しい鉱物が生じる作用）を受けて生じたものと考えられるとした。そして、他に右リニアメントに対応する断層が存在することを根拠づけるような地質的特徴はないとした上で、右リニアメントは、右の理由で粘土化した軟弱な部分が選択的に浸食されることによって低地帯が形成され、その端部が線状模様になった地形であると考えるのが合理的であり、活断層の活動によって形成された地形ではないと判断したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
このように、右リニアメントに対応する断層が存在するとは認め難いというべきであり、他にこれを認めるに足りる証拠もないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ロ）　立石―浦底間のリニアメントについて
立石―浦底間のリニアメントは、平成三年に発刊された「［新編］日本の活断層」（甲ハ二三）において確実度Ⅲから確実度１に変更されたから、現時点では右リニアメントは活動層と判断するのが相当である。しかし、右リニアメントは、長


さが約四キロメー
トルと短いから、これが活断層であるとしても本件原子炉施設の地盤の健全性に影響を及ぼすものではなく、本件原子炉施設の安全性を左右するものではないことが明らかである。
（ハ）　他のリニアメントについて
証人Ｐ２の証言（Ｐ２調書一・三八丁表）及び乙一六・六―三―三〇頁によれば、本件安全審査においては、白木―丹生リニアメント以外の三本のリニアメントについては、現地踏査の結果、右各リニアメントの延長線上に、局所的に、幅数センチメートルないし数十センチメートル程度、比較的連続性があるもので幅ニメートル以下の粘土化帯が認められたが、粘土化帯をリニアメントが走行する方向に追跡したところ、破砕帯は認められず、未変質部分が現れ、堅岩露頭が分布することが観察されたこと、他に断層の存在を特徴づけるような変位地形は認められないことから、これらのリニアメントは断層の活動によって形成された地形ではないことを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、これらのリニアメントに対応する断層が存在するとは認め難いというべきであり、他にこれを認めるに足りる証拠もないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　敦賀半島西岸断層について
原告らは、城ケ崎沖合から敦賀半島の白木―丹生間の谷を通り、Ｓ―１６断層の北部まで、延長約一九キロメートルの横ずれ段層（敦賀半島西岸断層）があり、これによってマグニチュード六・九の直下型地震が生じる旨主張する。そして、原告らは、その根拠として、①リニアメントの存在、②三角末端面の存在、③三角形状の地塊の移動、④海底断層の存在等の地形的特徴を挙げるので、以下、これらの点について検討する。
（イ）　リニアメントの存在について
原告らは、白木―丹生リニアメントに平行するリニアメントが存在することを根拠として主張し、証人Ｐ１もこれに沿う証言をする（Ｐ１調書三・三七丁裏、三八丁表）
しかし、右証言は、リニアメントらしきものが白木―丹生リニアメントの西側にもう一本あるが、直線的にずっと続いているとは必ずしも確認できなかったというものにとどまるし、「［新版］日本の活断層」（乙ハ一）においても、白木―丹生リニアメントの西側にこれに平行するようなリニアメントは図示されていないことからすると、右リニアメントの存在自体、なお疑問が残るというべきである。（ロ）　三焦末端面について
原告らは、白木峠南方一キロメートルに存在する尾根筋には、西側側面が途中で断ち切られたような三角形状の地形があり、これが活断層運動によって形成された三角末端面であることを根拠として主張する。
しかし、証人Ｐ２の証言（Ｐ２調書一・四四丁表ないし四七丁表）によれば、①仮に右三角形状の地形が活断層運動によって形成された三角末端面であるとすれば、その西側斜面のすそを通ってリニアメントが走行しているのが普通であるが、右西側斜面にはリニアメントは認められないこと（なお、前記（（１）、（イ））のとおり、白木―丹生間のリニアメントは断層運動により形成されたものではない。）、②原告ら主張のリニアメントの走向方向と、右三角形状の地形の等高線の走向方向とは一致しなければならないところ、両者の走行方向は斜交していて一致しないこと、③活断層運動によって三角末端面が形成される場合には、複数の三角末端面のすそが線状につながることが普通であるが、原告ら主張の断層の走行方向には右三角形状の地形の外に三角形状の地形は認められていないこと、④他に活断層運動による変位地形も認められないことが認められ、これに反する証拠はない。したがって、右三角形状の地形が、活断層運動によって形成された断層変位地形としての三角末端面に当たると認めることはできないというべきである。
（ハ）　地塊の移動について
原告らは、敦賀半島西岸断層、Ｓ―２１ないしＳ―２６断層及びＳ―１２ないしＳ―１７断層によって区切られる三角形の地塊（特牛崎地塊）を敦賀半島西岸断層に沿って南方に移動させた場合、山の尾根筋や海岸線が東西にわたってなめらかに連続することから、右地塊が北方に移動したことによって横ずれ断層である敦賀半島西岸断層が形成された旨主張する。
しかし、証人Ｐ２の証言（Ｐ２調書一・四四丁表、同裏）によれば、仮に右地塊が北方へ移動したものであるならば、右地塊の北縁には東西方向の断層がなければならないと認められるところ、乙一六・六―三―一〇一頁によれば、右地塊の北縁にあるＳ―１２ないしＳ―１４断層の走行方向はいずれもほぼ南北方向であり、その北にあるＳ―１ないしＳ―１６の断層群の走行方向も同じく南北方向であることが認められるのであって、右地塊の移動から敦賀半島西岸断層の存在を根拠づけることはできないというべきである。
（二）
海底断層の存在について
原告らは、海上保安庁水路部の海底音波探査の結果、Ｓ―１７断層と本件原子炉施設との間の海域（白木北方沖合）及び白木―丹生間のリニアメントの南側部分（美浜原子力発電所の南方付近）の海域にいくつもの枝分かれした断層が認められるとし、敦賀半島西岸断層が右の地点を走行する旨主張する。しかし、乙一六・六―三―一〇一頁、一〇三頁によれば、海上保安庁水路部の資料においては、白木北方沖合については、Ｓ―１７断層の部分に海底断層の存在が推定されるにとどまり、右断層と陸域との間には断層の存在は推定されていないこと、また、美浜原子力発電所の南方付近の海底にも断層の存在は示されていないことが認められる。また、Ｓ―１７断層と陸域との間に活断層の存在を示す地形的な特徴も認められない。したがって、海底断層の存在から敦賀半島西岸断層の存在を根拠づけることはできないというべきである。
（ホ）　なお、原告らは、甲ハ四九の海上保安庁水路部の海底音波探査記録によれば、敦賀半島西岸半島の存在を示す地層の乱れがあることがうかがわれる旨主張するが、右証拠は不鮮明なものである上、地層の乱れがすなわち断層であるということにもならないから、右証拠から同断層の存在を認めることはできない。（ヘ）　以上からすると、敦賀半島西岸断層の存在を認めるに足りる証拠はないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（３）　海底断層Ｓ―１、甲楽城断層、山中断層及び柳ケ瀬断層の連続性、同時活
動性について


（イ）　原告らは、海底断層Ｓ―１、甲楽城断層、山中断層及び柳ケ瀬断層は雁行しているから、一つの断層系として評価すべきであり、これらが一体となって活動すれば、被告が考慮すべき限界地震を上回る地震動が生じる旨主張する。（ロ）　しかし、前記（一、３、（一）、（２）、（ロ）、（ｂ））に加え、甲ハ二三及び乙一六・六―三―九ないし一五頁によれば、本件安全審査においては、次のとおり、文献調査、空中写真判読、現地調査、海上保安庁の調査活動等に照らし、右各断層の間に連続性は認められず、また、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とは認められないことを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
すなわち、①甲楽城断層の海域部については、海上保安庁水路部資料により、沖
合数百メートルの海底に大谷沢
沢口から干飯崎沖までに推定断層が図示されているが、音波探査結果によれば、干飯崎沖に断層が推定されるものの、この推定断層は干飯崎沖より北西方向へは延長していないと判断できるので、甲楽城断層とＳ―１断層との間に連続性は認められない（乙一六・六―三―一四頁、一五頁）。
②　甲楽城断層の陸域については、大谷沢の沢口に認められた破砕帯を覆う扇状地の堆積物が断層によって変位を受けていないこと、大谷沢付近に変位地形がみられないことから、五万年前以降の活動はないと判断できる（乙一六・六―三―一五頁）。
③　柳ケ瀬断層については、椿坂峠から南の部分では活動性は高いと考えられるが、椿坂峠から北の部分では、活動性は低いと考えられ、柳ケ瀬断層の活動性は、椿坂峠付近を境にして、北側と南側とで異なる（乙一六・六―三―一二頁）。④　山中断層は、柳ケ瀬断層北端部と甲楽城断層南端部の間に位置し、北西―南東方向に走向する長さ五キロメートルの断層である（甲ハ二三）。⑤　甲楽城断層と柳ケ瀬断層との関連については、空中写真判読からは両断層を結ぶリニアメントが認められないこと、地表地質調査の結果、柳ケ瀬断層北端部から甲楽城断層南端部へ連続する破砕帯が認められないこと、柳ケ瀬断層の両側の古生層は構成岩種や地質構造が明瞭に異なるが、甲楽城断層南端部では両側の地質に明瞭な差がないから、両断層の形成過程は異なると考えられること、柳ケ瀬断層は五〇ないし六〇度の西側傾斜、甲楽城断層は六〇度の東側傾斜ないしは九〇度の垂直方向であり、断層面の傾斜方向と傾斜角度が異なること、両断層の破砕帯にみられる条線が各々異なった産状を示していることなどから、両断層間に連続性は認められない（乙一六・六―三―一二頁、一三頁）。
（ハ）　このように、甲楽城断層と柳ケ瀬断層には連続性は認められず、また、甲楽城断層と柳ケ瀬断層とが山中断層を介して連続する、あるいはこれらの断層が一つの断層系として同時に活動すると考える根拠もないというべきである。（二）　これに対して、証人Ｐ１は、右各断層が連続していなくても、これらが雁行していることのみから、一本の断層系として考慮すべきである旨の証言をするが（Ｐ１調書二・六三丁裏、証人Ｐ１調書四・四九丁表）、右考え方には、合理的根拠が述べられていないし、右考え方が学界において支持されているとも認められな
いから、採用
できない。
また、原告らは、蝶番断層の場合は、一本の断層であっても傾斜が部分的に異なることがあるとして、柳ケ瀬断層と甲楽城断層の断層面の傾斜が異なることは、両者が一本の断層であることを否定する理由にはならない旨主張する。乙ハ一四によれば、蝶番断層とは、断層の一方の地塊が断層面に垂直な方向を軸として、他方の地塊に対して相対的に回転運動した断層であることが認められるところ、断層の両端で低下側が逆になることはあっても（すなわち、南北に走る断層の北半分では断層の西側が低下し、断層の南半分では断層の東側が低下するなど。）、断層の両端で断層面の傾きが逆になることはない（すなわち、南北に走る断層の北半分と南半分で、傾斜面が逆になることはない。）というべきである。しかし、前記（（ロ）、⑤）のとおり、甲楽城断層と柳ケ瀬断層とは傾斜が逆であるから、蝶番断層としての特徴を有していない。また、他に甲楽城断層と柳ケ瀬断層が蝶番断層であるとする学術的見解があるという証拠もない。なお、原告らは、「［新編］日本の活断層」（甲ハ二三）では、甲楽城活断層は「西側対低下」とされているのに、本件許可申請書においては、甲楽城断層の傾斜について、「六〇度Ｅ」と記載されていることから（乙一六・六―三―一三頁）、甲楽城断層と柳ケ瀬断層の傾斜が異なるとした本件安全審査は、甲楽城断層の傾斜を誤って評価したものである旨主張するが、本件許可申請書の「六〇度Ｅ」の記載は、傾斜が東側方向の水平面から下方に六〇度傾いていることを意味するものと解されるから、逆断層である甲楽城断層においては、右記載は隆起側は東側で西落ち（西側低下）を示すことになるのであって、右記載は「［新編］日本の活断層」の記載と矛盾するものではない。
（ホ）　したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（４）　野坂断層とＳ―２１ないしＳ―２７断層の連続性について原告らは、野坂断層とＳ―２１ないしＳ―２７断層とは連続しており、右断層からはマグニチュード七・三の地震が発生する旨主張する。しかし、乙一六・六―三―二六頁、二七頁、一〇一頁によれば、海上保安庁の音波探査において、Ｓ―２１ないしＳ―２７断層と野坂断層との間の海域に断層は推定されていないことが認められ、他に原告らの主張を認めるに足りる証拠はないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（５）　Ｓ―１５ないしＳ―１７断層と白木―丹生リニアメントの同時活動性について原告らは、Ｓ―１５ないしＳ―１７断層と白木―丹生リニアメントは連続している旨主張する。


しかし、甲八七〇及び乙一六・六―三―三〇頁、三一頁によれば、Ｓ―１５ないしＳ―１７断層については、海上保安庁水路部は、その海底地質構造図において、Ｓ―１５、Ｓ―１７断層を伏在断層としてその存在を推定しているにとどまり、活断層であるとはしていないことが認められる。また、前記（（１）、（イ））のとおり、白木―丹生リニアメントは活断層運動によって生じたものとは認められない。したがって、Ｓ―１５ないしＳ―１７断層と白木―丹生リニアメントを一体として評価すべき理由はないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（６）　連続しない複数の断層の同時活動性について
原告らは、型が異なり連続性が認められない断層であっても、近傍に存在する場合には同時に活動する可能性があることを前提とした上で、①山中断層と甲楽城断層と柳ケ瀬断層、②白木―丹生リニアメントとＳ―１５ないしＳ―１７断層、③野坂断層とＳ―２１ないしＳ―２７断層、④木ノ芽峠断層（敦賀断層）と花折断層が同時に活動する可能性がある旨主張し、さらに、地震地体構造を考えると、①花折断層で地震が発生するとしても、木ノ芽峠断層も動くとみるべきであるから、震央距離は六〇キロメートルから五〇キロメートルとなる、②山中断層と甲楽城断層と柳ケ瀬断層は、一体となった断層系として考える必要があり、甲楽城断層の位置にマグニチュード七・八の地震が発生する旨主張する。
この点、平成七年の兵庫県南部地震において、近傍にある複数の断層が同時に活動したことは当事者間に争いがない。しかし、甲ハ六〇によれば、兵庫県南部地震は、六甲―淡路断層帯という、既知の活断層の密集体の一部が変位したことにより発生したものと解されているところ、右断層帯は従前から安全委員会において一連の断層として評価されていたものであったことが認められ、何ら関連性のない断層が、近傍にあるということだけを理由に同時に活動したものではない。したがって、兵庫県南部地震の発生をもって、断層が近傍に存在する場合には同時に活動する可能性があるということはできず、他に原告らの主張を認めるに足りる証拠はない。なお、後記（８）のとおり、金折裕司が提唱
する「マイクロプレートモデル」は、そもそも、構造線を構成する複数の活断層が同時に活動し、格別に大きい地震が発生することを内容とするものではない。したがって、原告らの主張はその前提を欠くものである。なお、山中断層と甲楽城断層と柳ケ瀬断層が連続しないことは前記（３）の、②白木―丹生リニアメントとＳ―１５ないしＳ―１７断層の同時活動性がないことは前記（５）の、③野坂断層とＳ―２１ないしＳ―２７断層が連続しないことは前記（４）のとおりである。（７）　木ノ芽峠断層（敦賀断層）と柳ケ瀬断層の同時活動性についてなお、甲ハ六六には、木ノ芽峠断層と柳ケ瀬断層が、約七〇〇年前に同時に活動した可能性があり、これを古文書のデータなどと照らし合わせると、一三二五年にこれらの断層が同時に活動して地震を引き起こした可能性が高く、将来、木ノ芽峠断層と柳ケ瀬断層が同時に動いた場合、マグニチュード七・二の地震が発生する可能性があるとの記載がある。しかし、本件安全審査においては、木ノ芽峠断層と柳ケ瀬断層が同時に活動することは想定していないが、前記（一、３、（一）、（１）、（ロ））のとおり、右一三二五年の地震（正中近江の地震）は、設計用昀強地震の選定に当たって考慮されており、前記（一、３、（一）、（２）、（ニ）及び同（５）、（ロ））のとおり、木ノ芽峠断層及び柳ケ瀬断層から発生する地震については、それぞれマグニチュード七・二を想定して設計用限界地震として考慮しているから、右文献は本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
（８）　マイクロプレートモデルについて
原告らは、金折裕司が提唱する「マイクロプレートモデル」に基づき、マイクロプレート境界である敦賀湾―伊勢湾構造線上にある甲楽城断層、柳ケ瀬断層系では大規模な地震が発生し、その場合、右境界から一一キロメートルの距離に位置する本件原子炉施設に危険が及ぶ旨主張する。
しかし、甲ハ三七によれば、マイクロプレートモデルは、マグニチュード六・四以上の被害地震が、活断層を結ぶ線で定義される構造線やブロック境界線に沿って発生していることから、中部日本のブロック構造モデルとして提唱され、その後日本列島全域に拡張された理論であること、その内容は、右ブロック境界の活動には静穏期と活動期とがあり、活動期に入ると地震が構造線やブロック境界線上で間欠
的に発生し、境界全体が活
動した断層で全て覆われると活動期が終息するというものであることが認められる。したがって、右理論は、構造線を構成する複数の活断層が同時に活動し、格別大きい地震が発生する旨を述べたものではなく、右理論により、甲楽城断層、柳ケ瀬断層系が一つの断層として活動するということはできない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（９）　近畿三角地帯について
原告らは、花折・金剛構造線、敦賀湾・伊勢湾構造線及び中央構造線によって囲まれる近畿三角地帯の底辺に当たる中央構造線の活動性が高まっており、そのうちの一〇〇キロメートルが動いた場合には、マグニチュード八・二の巨大地震が発生し、その場合、本件原子炉施設の敷地に大きな影響を与える旨主張する。この点、右主張にいう一〇〇キロメートルがどの範囲を指すのかについて、原告らの主張は不明確であるが、仮に本件原子炉施設の敷地に昀も近いところ（奈良県五条から三重県伊勢までの約一〇〇キロメートル）を検討すると、証人Ｐ１の証言（Ｐ１）調書四・三九丁裏、四〇丁表）及び甲ハ二三によれば、五条以西（近畿三角地帯の底辺の左側になる。）と以東とでは活動度に大きな相違があり、五条以東では約五〇万年前以降は活動が停止していることが、乙八五によれば、高見峠付近にはリニアメントがあるが、右リニアメントは、明瞭な活断層地形を示さないリニアメントであり選択的浸食により生じた可能性もあるため、「［新編］日本の活断層」では確実度Ⅲとされていることがそれぞれ認められ、近畿三負地帯の底辺に当たる中央構造線が一〇〇キロメートルにわたって動く現実的可能性があると認めるに足りる証拠はないというべきである。


また、証人Ｐ１の証言（Ｐ１調書四・四一丁表）及び乙ハ六によれば、本件原子炉施設から中央構造線までは、昀も近いところで約一五〇キロメートルの距離があることが認められ、また、証人Ｐ１の証言（Ｐ１調書四・四一丁表、同裏）及び証人Ｐ２の証人調書（Ｐ２調書一・添付⑩）によれば、この距離で仮にマグニチュード八・二の地震が発生したとしても、震度Ｖのゾーンに入ることが認められるから、本件原子炉施設の敷地に対するその影響は、考慮すべき限界地震として選定した甲楽城断層（震度Ⅵのゾーン）よりも小さいことが明らかであり、中央構造線の活動は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
した
がって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（１０）　甲楽城断層による地震の想定について
原告らは、甲楽城断層による地震はマグニチュード七・三、本件敷地との昀短距離約一二・五キロメートル（震央距離一五キロメートル）として評価すべきであるのに、本件安全審査においてマグニチュード七・〇、震央距離一一・五キロメートルと評価したのは誤りである旨主張する。
この点、甲ハ六七・一九九頁には、甲楽城断層の位置に対応するとみられる「空白域Ｄ」に発生する地震としてマグニチュード七・三と記載されている。しかし、右は、長期間地震が発生していないブロック境界の断層について認められる空白域では歪エネルギーが蓄積されているという空白域の考え方に基づくものであるところ、前記（１、（一）、（２））のとおり、右考え方は、「歴史地震の発生が知られていないブロック境界については、地震の空白域や次の地震で破壊する領域を予測することが困難である。」として、「仮にそれを構成する大規模な活断層を次の地震での破壊域とみなし、地震危険度評価を試みる。」と断った上で、空白域を破壊域とあえて仮定し、想定される地震のマグニチュード等を試算しているにすぎないのであって、空白域において地震が発生する蓋然性があることや、その近辺の複数の活断層が同時活動する蓋然性があることを述べたものではない。したがって、甲ハ六七の記載から、本件安全審査における甲楽城断層の評価が不合理であるということはできない。
そして、前記（一、３、（一）、（２）、（ロ）、（ｂ）、（ろ））のとおり、本件安全審査においては、甲楽城断層は大谷沢から干飯崎沖までの長さ二〇キロメートルの断層として考慮することが適切であるとしているが、乙一六・―三―四頁、一五頁、六―五―三一頁によれば、右判断に当たっては、①地形調査の結果から、現海岸はリニアメント付近にあった断層崖が海岸浸食によって後退し、現在に至ったものと推定され、これによれば、右断層は海底に認められるリニアメント状地形の位置に推定するのが適切と考えられること、②海上保安庁の資料及び被告の行った音波探査の結果によれば、海底のリニアメント状地形に沿って大谷付近から干飯崎沖までの約一八・五キロメートルにわたり伏在断層が推定されること、③陸域については、大谷と敦賀市杉津の中間の沢に長さ約一・五キロメートルのリニアメントが認められるにすぎず、現地の露頭調査では、右陸域のリニアメントの位置に対応する大谷付近の大谷沢口に幅五〇ないし一二〇メートルの比較的規模の大きな破砕帯が認められることを確認していることが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
３　地盤について
（一）　岩級（岩盤）分類について
原告らは、岩級分類においては、ＣＨ級は「やや不良」、ＣＬ級以下は「不適」とされているのに、本件安全審査において、本件原子炉施設の基礎岩盤について、大部分がＣＨ級からＢ級にあることから、「全体として堅硬、均質な花崗岩で構成されている」としていることは不当である旨主張する。また、一部にはＣＬ級以下の岩盤も存在するから、本件原子炉施設の基礎岩盤が良好であるとはいえない旨主張する。
この点、甲八三によれば、田中式の岩級分類において、ＣＨ級は「やや不良」、ＣＭ級以下は「不適」とされていることが認められる。しかし、証人Ｐ２の証言（Ｐ２調書二・八丁表）及び甲ハ三によれば、右岩級分類はダムの基礎岩盤を対象としたものであり、「やや不良」、「不適」という評価内容も、ダム建設についてのものであること、本件原子炉施設の岩盤にかかる重量は、ダムより遥かに小さいことが認められるから、右評価内容はそのまま本件原子炉施設に当てはまるものではないというべきである（なお、本件安全審査においては、電研式の岩級分類が用いられている。）。
そして、乙一六・六―三―三五頁、三六頁、一三一ないし一三七頁によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の基礎岩盤中には、ＣＬ級以下の岩盤が一部存在するものの、それはごくわずかなものがＣＨ級以上の岩盤に包み込まれたような形で存在するにすぎず、大部分はＣＨ級ないしＢ級の花筒岩からなる岩盤で構成されていることを確認した上で基礎岩盤が良好である旨判断したことが認められるのであって、ＣＬ級以下の岩盤が存在することは、右判断の合理性を左右するものではないというべきである。
また、そもそも、乙一六・六―三―三九頁によれば、本件安全審査においては、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たことを確認した上で本件原子炉施設の基礎岩盤が安全であると判断したこと
が認められ、岩級分類のみから右結論を導いているの
ではないから、岩盤の一部に「不適」とされるものがあったとしても、直ちに本件安全審査の合理性を左右するものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　岩盤良好度評価（ＲＱＤ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、本件原子炉施設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。しかし、証人Ｐ２の証言（Ｐ２調書二・七丁表、同裏）によれば、ＲＱＤ評価は、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ことが認められる。また、そもそも、前記（一）のとおり、本件安全審査においては、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たことを確認した上で判断しているのであって、ＲＱＤ評価を直接の根拠として結論を導いたものではないから、ＲＱＤ評価は、直ちに本件安全審査の合理性を左右するものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　サンドイッチ地盤について
原告らは、本件原子炉施設設置場所の地盤は、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。
この点、証人Ｐ１の証言（Ｐ１調書二・九四丁裏）及び甲ハ二二によれば、サンドイッチ地盤とは、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表層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ものであり、学術用語として承認されたものではないことが認められる。
そして、本件原子炉施設は、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ことは当事者間に争いがないところ、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ことは異なるから、本件原子炉施設の基礎岩盤をサンドイッチ地盤と呼ぶことはできない。また、前記（一）のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の基礎岩盤中には、ＣＬ級以下の岩盤が一部存在するものの、そのことが基礎岩盤の安全性に影響を及ぼすものでないことを確認している。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（四）　沖積地について
原告らは、本件原子炉施設の地盤は基盤をカットして造成した土地と沖積地との双方をまたいでいる旨主張する。
しかし、本件原子炉施設の地盤が沖積地をまたいでいることを認めるに足りる証拠はない。また、前記（一）のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の基礎岩盤中には、ＣＬ級以下の岩盤が一部存在するものの、そのことが基礎岩盤の安全性に影響を及ぼすものでないことを確認している。したがって、沖積地をまたいでいることにより本件原子炉施設の地盤の安定性が確保されないとはいえず、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（五）　粘土化帯等について
原告らは、本件原子炉施設設置場所で採取されたボーリングコア中に粘土化帯、条線（条痕）、鏡肌等が認められるから、本件原子炉施設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。
この点、乙一六・六―三―三六頁、一六八頁によれば、右岩盤には粘度を含む部分（粘土化帯）の存在が認められるが、この点について、証人Ｐ２は、右粘度化帯は、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、断層活動以外の原因、すなわち節理面を有する花崗岩が熱水変質作用を受けて生じたものと考えられる旨証言している（Ｐ２調書二・一二丁裏）。また、本件許可申請書のボーリング柱状図（乙一六・六―三―一六八頁）には、破砕帯がある旨の記載があるが、この点について、証人Ｐ２は、右破砕帯もまた、ピンク粘土があるとされていることなどから、圧力がかかった熱水が入ったときの破砕であり、断層運動によって生じた破砕帯ではない旨証言している（Ｐ２調書二・一五丁表ないし一六丁裏）。そして、本件許可申請書のボーリング柱状図（乙一六・六―三―一四二頁、一四五頁）には、粘土化帯部分の一部に条線や鏡肌がみられるとの記載があるが、それらはごく一部にすぎない上、証人Ｐ２も、条線の方向も特定方向に連続していないことや、鏡肌に断層運動による条痕が付いていないことなどから、右条線や鏡肌もまた断層運動により発生したものではない旨証言している（Ｐ２調書二・一七丁表）。
また、証人Ｐ１も、本件原子炉施設設置場所
で採取されたボーリングコアの条線等について、これによって原子力施設に支障があるということはできない旨証言している（Ｐ１調書三・二一丁表ないし二二丁表）。これらの事実からすると、粘土化帯の存在によって、本件原子炉施設直下の岩盤が断層運動によって粉砕していると認めることはできないというべきであるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
４　耐震設計について
（一）　施設の重要度分類について
原告らは、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クラスとしたのは不合理であり、耐震安全性を確保できない旨主張する。
この点、乙一六・八―一―一一五ない一一七頁によれば、一次冷却材を内包する施設としては、一次ナトリウム充填ドレン系設備、一次ナトリウム純化系設備等を、使用済燃料を冷却するための施設としては、炉外燃料貯蔵槽冷却設備のうち地震後の冷却に必須でないもの、水中燃料貯蔵設備の燃料池水冷却浄化装置をそれぞれＢクラスとしていることが認められる。
しかし、乙一六・八―一―九九頁及び弁論の全趣旨によれば、本件安全審査においては、これらの機器、設備のうち、一次ナトリウム充填ドレン系設備、一次ナトリウム純化系設備等は、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もので、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といえることから、また、炉外燃料貯蔵槽冷却設備のうち地震後の冷却に必須でないもの、水中燃料貯蔵設備の燃料池水冷却浄化装置も同様の理由からＢクラスとしたことを確認したことが認められ、これが不合理であるという証拠はない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　基準地震動の策定について


原告らは、本件安全審査において、金井式及び松田式を用い、またいわゆる大崎の方法に基づいて、基準地震動作成のための応答スペクトルの策定を審査したことは、十分保守的なものではなく、自然の地震波がこれを上回る可能性があるから、不合理である旨主張する。
（１）　松田式について
（イ）　原告らは、松田式が誤差を内包するものであり、単なる目安でしかなく、合理的な式とはいえない旨主張し、その根拠として、①活断層による断層線が全て地表に表れるとは限らず、断層線が短く評価されがちであり、現実の地震によって地表に現れた断層線の長さを松田式に適用した場合、地山震規模の想定が過小評価となること、②松田式自体に大きな誤差が含まれること、③松田式を作成した松田時彦自身によって「新松田式」が提案されていることを挙げる。（ロ）　しかし、①の点については、本件安全審査においては、前記（一、３、（一）、（２））のとおり、地表に現れている部分だけではなく、地質学的見地等から、地下の地質構造も推定した上で活断層の長さの妥当性を評価し、その長さを松田式に当てはめており、原告らの主張するように、地表に現れている部分のみを断層線と評価しているわけではないから、原告らのこの点についての主張はその前提を欠くものである。
（ハ）　②の点については、乙八一六によれば、松田式は、断層の長さとその断層が引き起こす可能性のある昀大のマグニチュードを推定するために提案された経験式であるが、他方で、断層の長さとその断層が引き起こす可能性のある昀大のマグニチュードの関係について、保守的に評価することまでは目的としていないことが認められる。したがって、当該断層が引き起こす地震が松田式により算出された昀大マグニチュードを超える大きさのものとなる可能性は否定できない。しかし、弁論の全趣旨によれば、松田式は、本件原子炉施設を始め、他の原子炉施設においても活断層による地震のマグニチュードを算出する際に有用な経験式として、「新松田式」が提案された後も用いられていることが認められる。また、①前記（一、３、（二）、（１）及び同（２））のとおり、設計に用いる基準地震動の模擬地震波（昀大速度振幅はＳ１が一九・〇カイン、Ｓ２が二二・〇カイン）は、昀強地震及び限界地震から求められた基準地震動の応答スペクトル（昀大速度振幅はＳ１が一三・八丁八カイン、Ｓ２が一八・二カイン）を下回らないように、いわば拡幅して作成されていること、②乙ハ一七及び乙ハ一八によれば、耐震設計において本件原子炉施設の床応答スペクトルを作成するに当たっては、適切な減衰定数を定めて求めた床応答スペクトルに対し、スペクトルが右下がりにある周期範囲ではスペクトルを右側、スペクトルが左下がりにある周期範囲では左側にそれぞれ一〇パーセント平行移動させるなどの方法でスペクトルの拡幅を行って安全側の地震力設定となるようにしていると認められること、③前記（一、８、（
三）、（２））のとおり、Ａｓクラスの建物、構築物については、常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動Ｓ２による地震力とを組み合わせ、その結果発生する応力に対して建物、構築物の終局耐力に妥当な安全余裕を持たせるように設計し、的クラスの機器、配管については、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動田による地震力を組み合わせ、その結果発生する応力に対して構造物が局部的に降伏して塑性変形する場合でも、過大な変形、亀裂、破損等が生じることによってその施設の機能に影響を及ぼすことがないように設計されること、すなわち、原子炉冷却材バゥンダリや制御棒駆動機構等、本件原子炉施設の安全上特に重要な施設については、工学的見地から発生す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されると認められることからすれば、本件原子炉施設の耐震設計は、基準地震動の策定から個別具体的な耐震設計までの全体において保守性を確保するものということができる。
そうすると、松田式に誤差があるとしても、右誤差は、右の基準地震動の策定や個別具体的な耐震設計における保守性の確保によって吸収することが相当程度可能というべきであるところ、松田式の適用に当たって、現実の地震との間で右保守性の確保によっては吸収することのできないような多大な誤差が生じると認めるに足りる証拠はない。
したがって、松田式に誤差が含まれることから、直ちに本件原子炉施設の耐震設計が不合理であるということはできない。
（二）　③の点については、「新松田式」とは、松田時彦が、平成七年六月、昀近の検討結果として二本の直線で表される活断層の長さとそれによる地震のマグニチュードとの関係式を示したものであり、原告らは、これによると甲楽城断層のマグニチユードは大きくなる旨主張する。しかし、前記のとおり、松田式は、本件原子炉施設を始め他の原子炉施設における活断層による地震のマグニチュードを算出する際に有用な式として、「新松田式」が提案された後も用いられているが、これに対して、「新松田式」は策定根拠が全く明らかにされていない。そうすると，「新
松田式」が
策定されたことから直ちに松田式による甲楽城断層のマグニチュードの評価が過小評価であるということはできない。
（ホ）　したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　金井式について
（イ）　金井式の妥当性について
原告らは、金井式の作成の基礎となった観測データはマグニチュード四・〇から五・一の地震のものであるから、マグニチュード七以上の大規模な地震に適用することはできず、また、遠距離の地震の場合、金井式の計算値は、実測値の四分の一から五分の一にしかならないとして、金井式を適用した本件原子炉施設の耐震設計では耐震安全性を確保できない旨主張する。
しかし、一般に、地震動の水平方向における昀大速度振幅は、実測結果に基づいた経験式によって定めることができるとされており、弁論の全趣旨によれば、金井式は、本件原子炉施設を始め原子炉施設における解放基盤表面上での基準地震動策定に際して用いられ、現在も広く活用されている有用な経験式であることが認められる。


また、乙ハ一五によれば、金井式は、日本海中部地震（マグニチュード七・七）、宮城県沖地震（マグニチュード七・四）、根室半島沖地震（マグニチュード七・四）及び十勝沖地震（マグニチュード七・九）の各地震について、地震の震源及び観測点が共に日本列島の太平洋岸沖にある場合は地震加速度の良い推定を与え、震源が太平洋岸又は日本海岸の沖合いずれにあっても、観測点が日本海側の場合は距離減衰の傾度が大きく、おおよそ震源距離一〇〇キロメートル以上の遠距離になると計算値は実測値より大きくなるとされていることが認められる。したがって、マグニチュード七以上の地震、あるいは震央距離一〇〇キロメートル以上の遠くの地震についても、金井式は適用し得るものというべきであるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ロ）　金井式の適用範囲について
原告らは、金井式の基礎となったデータは、本件原子炉施設の基礎岩盤よりかなり硬い岩盤上の観測データに基づいているから、金井式を本件原子炉施設に適用することはできない旨主張し、証人Ｐ１もこれに沿う証言をする（Ｐ１調書二・二一丁表）。
しかし、乙ハ一五によれば、金井式作成の基礎となった観測データは、日立鉱山の地下三〇〇メートルの、縦波速度が毎秒約五・五キロメートル、そこから推定さ
れる横波速度が毎秒約三キロメートルの岩
盤上のものとされていることが認められるが、乙八九によれば、その後、昭和四〇年の松代群発地震の際、岩盤表面上における地震動の観測記録が得られたことから、その地震動データについても考慮が払われ、現在では、金井式は、解放基盤表面上の地震動の強さを推定する式としてふさわしいものとされていることが認められる。
そして、前記（一、４、（二）、（３））に加え、乙一六・六―三―三六ないし四〇頁によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の基礎岩盤は堅硬、均質で相当な広がりのある解放基盤表面であることを確認したことが認められるから、金井式を本件原子炉施設の耐震設計に用いることに不合理な点はなく、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ハ）　金井式の適用限界について
原告らは、金井式には、限界距離（原告らは、マグニチュード七の場合は一三・六キロメートルであると主張する。）内の地震には適用できないから、右限界距離内の甲楽城断層（マグニチュード七・〇、震央距離一一・五キロメートル）から想定される地震に金井式を適用したことは不合理である旨主張する。しかし、原告らの主張する限界距離の概念が学説上受け入れられていると認めるに足りる証拠はない。また、限界距離の概念を採用した場合、限界距離内での昀大速度振幅をいかに算定するのか、そもそも不明である（原告本人Ｐ３の供述（Ｐ３調書二・三八頁、三九頁）によれば、限界距離までは金井式を適用し、限界距離内ではわずかずつ昀大速度振幅が大きくなるとするか、断層モデルという別のモデルを使用するようであるが、その度合いや具体的な適用方法は明らかでない。）。また、原告本人Ｐ３の供述（Ｐ３調書二・四五頁）によれば、甲楽城断層に金井式をそのまま適用する場合（乙八九によれば、大崎の方法では、近傍の地震については、距離が近づくにつれて昀大加速度が増大するといった関係が成立しないことから、震央域という概念を用い、震央域の外縁部分における昀大速度振幅を金井式に求め、震央域の内部においては、一定値をもって評価することが行われているところ、甲楽城断層のマグニチュード七・〇の場合は、震央域外縁距離は一〇キロメートルとされ、震央距離が一〇キロメートルまでの範囲では金井式を用いて昀大速度振幅を求め、それ以下の距離では、常に震央距離一〇キロメートルにおける昀大速度振幅によって評価す
るが、甲楽城断層は震央距離が一一・五キロメート捌ルであるから、金井式をそのまま適用することになる。）と、原告らの主張する限界距離の考えに立った場合とで、求められる昀大速度振幅の値に有意な差が生じることはないことが認められる。
したがって、本件安全審査において甲楽城断層による地震に金井式を適用したことが不合理であるということはできず、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ニ）　金井式の誤差について
原告らは、金井式の誤差は少なくとも二・五倍程度ある旨主張し、その根拠として、田中貞二の「金井式に関する調査」と題する論文（甲ハ五五）のデータを基に計算した結果及び甲八九の図を指摘する。
しかし、原告らの指摘する田中論文（甲ハ五五）には、金井式の誤差について、マグニチュードの誤差を考慮しなければ平均値に対する一σの変動幅は約〇・八四倍から一・二〇倍、マグニチュードの誤差のみを考慮した場合の平均値に対する一σの変動幅は約〇・六四倍から一・五七倍と記載されているのであって、二・五倍程度の誤差が生じるという記載はない（なお、原告らは、証人Ｐ４の証人調書（Ｐ４調書一）添付④の、一σの範囲にデータのある確率は〇・六八二七、二σの範囲にある確率は〇・九五四五、三σの範囲にある確率は〇・九九七三であるとの記載から、右田中論文のマグニチュードの誤差のみを考慮した場合の「一σは約〇・六四から一・五七」の数字を三倍して三σを求めると約二・五倍になる旨主張するが、右添付④の平均値に対する一σの変動幅は正規分布についてのものであって、金井式における震央距離及びマグニチュードと地震動の昀大速度振幅の関係が正規分布になるとの証拠は全くないから、右は原告らの誤解によるものと思われる。）上、そのような実例があるとの証拠もない。また、甲八九の図は、説明文中に「この測定点がどのような場所を選んで設置されているのかははっきりしない。」と記載されているところがらみて、岩盤上の測定結果ではない可能性があるから、右を直ちに金井式による算出結果と対比することは相当でなく、他に金井式の誤差が少なくとも二・五倍であると認めるに足りる証拠もない。そして、前記（イ）のとおり、金井式は、震源が太平洋岸又は日本海岸の沖合いずれにあっても、観測点が日本海側の場合はおおよそ震源距離一〇〇キロメートル
以上の遠距離になると計算値は実
測値より大きくなるとされていることが認められるのであって、金井式は日本海岸にある本件原子炉施設に関しては保守的な計算式ということができる。もっとも、乙八九によれば、金井式は、茨城県の日立鉱山地下三〇〇メートルの坑道内で得られた地震観測記録等に基づく実験式を、近距離まで適用可能なものに改定したものであるが、岩盤上での震源距離及びマグニチュードと昀大速度振幅との関係について保守的に評価することまでは目的としていないことが認められる。したがって、田中論文が指摘するような誤差をもって、現実にある断層で起きた地震の昀大速度振幅が、金井式により算出された昀大速度振幅を超える可能性があることは否定できない。


しかし、金井式は、前記（イ）のとおり、岩盤における昀も確からしい地震の影響を評価する際に有用な経験式として、現在でも広く活用されているものであり、また、前記（（１）、（ハ））のとおり、原子炉施設の耐震設計は、基準地震動の策定から個別具体的な耐震設計までの全体において保守性を確保する体系を採用しているといえる。したがって、金井式に誤差があるとしても、右誤差は、右の基準地震動の策定や個別具体的な耐震設計における保守性の確保によって吸収することが相当程度可能というべきであるところ、金井式の適用に当たって、現実の地震との間で右保守性の確保によっては吸収することのできないような多大な誤差が生じると認めるに足りる証拠はない。
したがって、金井式に誤差が含まれることから、直ちに本件原子炉施設の耐震設計が不合理であるということはできないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（３）　大崎の方法について
（イ）　実地震動の包絡について
原告らは、大崎の方法により求められる基準地震動の応答スペクトル（大崎スペクトル）は、すべての地震動を包含するものではないから、実地震動において耐震設計で想定された以上の力が加わるおそれがある旨主張する。しかし、乙八九によれば、「耐震設計審査指針」の解説の一部とすることを目的に作成された「原子力発電所設計用の基準地震動評価に関するガイドライン」において、大崎スペクトルと実地振動スペクトルとの差が数量的に比較されているが、これによると、大崎スペクトルは実地震動スペクトルをほぼ包絡しており、大崎スペクトルがわずかながら実地震動スペクトルを下回っているのは、マグニチュ」ド六の遠距離地震に適用される標準スペクトルについて周期〇・〇二ないし〇・一〇秒の周期範囲と、マグニチュード七の中距離地震に適用される標準スペクトルについて〇・〇二ないし〇・一三秒の周期範囲に限られることが認められる。
そうすると、一般に、建物の床応答スペクトルは、建物の固有周期において昀大となるところ、原告本人Ｐ３の供述（Ｐ３調書一・五六頁、五七頁）及び甲ハ五二の添付⑭によれば、本件原子炉施設の原子炉建物の固有周期は約〇・二秒であると認められるから、前記各周期範囲における大崎スペクトルと実地震動スペクトルとのわずかなスペクトル強度の差が、本件原子炉施設の原子炉建物の床応答スペクトルに及ぼす影響は極めて小さく、耐震設計上問題となるものではないというべきである。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ロ）　安全余裕について
原告らは、大崎の方法には安全余裕がないから、右床応答スペクトルの示す加速度が想定以上に及ぶ可能性があり、実地震動によって耐震設計で想定された以上の力が加わるおそれがある旨主張する。
しかし、乙八九によれば、大崎スペクトルは、マグニチュード六の遠距離地震に適用される標準スペクトルについて周期〇・〇二ないし〇・一〇秒の周期範囲と、マグニチュード七の中距離地震に適用される標準スペクトルについて〇・〇二ないし〇・一三秒の周期範囲を除いて、実地震動スペクトルを上回っており、この限りでは安全余裕があることが認められる。
また、前記（（１）、（ハ））のとおり、床応答スペクトルを作成するに当たっては、適切な減衰定数を定めて求めた床応答スペクトルに対し、スペクトルが右下がりにある周期範囲ではスペクトルを右側、スペクトルが左下がりにある周期範囲では左側にそれぞれ一〇パーセント平行移動させるなどの方法でスペクトルの拡幅を行って安全側の地震力設定となるようにしている上、本件原子炉施設の耐震設計は、基準地震動の策定から個別具体的ｕ耐震設計までの全体において保守性を確保するものであり、基準地震動の模擬地震波の作成等の場面においても保守的な想定をしている。
そして、弁論の全趣旨によれば、大崎の方法は、ほぼ解放基盤上と考えられる場所において実測された地震動特性を整理し、工学的検討を加えて標準化した応答スペクトルであり、本件原子炉施設を始め、他の原子炉施設の耐震設計においても有用な方法として現在でも広く用いられていることが認められる。
このようにみると、大崎の方法に安全余裕が十分にはないとしても、そのことから直ちに、本件原子炉施設の耐震設計に大崎スペクトルを用いることが合理性を失うものではないというべきである。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ハ）　修正大崎スペクトルについて
原告らは、長周期側の地震動をより大きく見積もる一九九四年版の大崎スペクトルが発表されたことにより、従前の大崎スペクトルは妥当性を失ったから、これを用いて行われた本件原子炉施設の耐震設計は不合理である旨主張する。しかし、甲ハ五七によれば、修正大崎スペクトルは、作成者の大崎順彦自身が、一般の土木・建築構造物用として位置づけていることが認められ、右修正大崎スペクトルは、剛構造の原子力発電所よりも固有周期が長い建物等に適用することを予定したものというべきであって、原子力発電所に適用されるべきものとはいえない。また、前記（イ）のとおり、本件原子炉施設の原子炉建物の固有周期は短周期であるから、長周期側の地震動を大きく見積もる修正大崎スペクトルによって本件原子炉施設の耐震設計に従前の大崎スペクトルを用いたことが合理性を失うものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ニ）　兵庫県南部地震について
原告らは、兵庫県南部地震の際に神戸大学のトンネル内で観測された地震動の応答スペクトルが大崎スペクトルを長周期側で上回ったことから、大崎の方法は合理性を失った旨主張する。
この点、乙八九によれば、大崎スペクトルは、露出した岩盤表面上ないしはごく岩盤表面に近い箇所、すなわちほぼ解放基盤表面上と考えられる箇所に設置された地震計によって観測された実地震動記録を基に作成されたものであることが認められる。
しかし、甲八六〇によれば、神戸大学で観測された地震動は、花崗岩上に厚さ一・三メートルの埋戻土又は表層土があり、さらに、その上の厚さ九五センチメートル上のコンクリート床上に設置された地震計によるものであって、解放基盤表面上と考えられる箇所に設置された地震計によるものではないことが認められる。また、乙八九によれば、大崎スペクトルは、横波速度の値がほぼ毎秒〇・七ないし一・九キロメートルまでの範囲の堅さの岩盤に対してよく適用するとされていることが認められるのに対し、甲八六〇によれば、神戸大学に設置された地震計の直下九五センチメートルから二二五センチメートルまでの範囲にある埋戻土又は表層土の横波速度は、毎秒〇・二四キロメートル程度であることが認められる。
そうすると、神戸大学の地震計設置箇所が大崎の方法の前提となる解放基盤表面といえないことは明らかであるし、兵庫県南部地震の際に、神戸大学で観測された昀大速度振幅が大きな値を示したのは、埋戻土や表層土といった表層地盤の増幅等の影響によるものと考えられており（甲八六〇）、表層地盤を取り除いて岩盤に直接設置されている本件原子炉施設をこれと同列に論じることはできないから、右神戸大学で観測された地震動によって大崎スペクトルの合理性が失われるものではない。


さらに、地震動の応答スペクトルが、大崎スペクトルを長周期側で上回ったことについては、前記（イ）のとおり、本件原子炉施設の建物及び構築物は剛構造であり、その固有周期は約〇・二秒程度であるから、本件原子炉施設の建物及び構築物が長周期側の地震動との共振によって大きな影響を受けるということはできない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　構造計算について
原告らは、「設計及び工事の方法の認可申請書」添付の構造計算書中、ガードベッセルの耐震性に関する応力評価の中で、「下部サポート外面」における「一次応力＋二次応力の判定」の欄において、求められた応力値（三三・三）がかっこ内の値（三〇・二）を超えているにもかかわらず、結論において「地震時に発生する各応力は許容値を満足しており、安全である。」としていることは誤りである旨主張する。
しかし、乙ハ一一によれば、右の応力値は、地震動のみによる一次応力と二次応力とを加えて求めた応力の昀大値と昀小値との差を示すものであり、右の差すなわち変動値が設計降伏点（ＳＹ）の二倍以下であれば疲れ解析は不要であるが、二ＳＹを超えるときは弾塑性解析により求められる応力値を用いて疲れ解析を行うことが必要となるものであるところ、被告は、右の変動値（三三・三）が判定値（三〇・二）を超えたことから、疲れ解析を実施し、その結果、疲れ累積係数が〇・〇〇一であり、許容値の一・〇以下であることを確認し、許容値を満足すると判断したことが認められる。
これに対し、原告本人Ｐ３は、右判定値を
超えた場合に疲れ解析をすることは適切でなく、右判定基準自体が誤りである旨供述するが（Ｐ３調書二・六一ないし六四頁、六六頁、六七頁）、乙ハ一七及び乙ハ一九によれば、疲れ解析は、地震時の繰り返し荷重によって応力が繰り返し構造物にかかり、破損（疲労破損）に至ることを防止するために、「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準」（昭和五五年通商産業省告示五〇一号）や原子力発電所耐震設計技術指針（社団法人日本電気協会）に基づいて行われる解析であることが認められ、右は疲労強度の点から材料の健全性を検討するものであるから、右判定基準は合理的なものということができる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
四　当裁判所の判断
以上によれば、本件原子炉施設は、立地条件に係る安全確保対策との関連において、原子炉等による災害の防止上支障がないものと認められ、本件原子炉施設において、立地条件との関連において、事故が発生し、原告らの生命、身体に被害が及ぶ具体的な危険性があるとは認られない。
第四　本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減に係る安全確保対策
一　本件安全審査の内容
乙七ないし一〇、乙一四の一ないし三、乙一六、乙二二、乙二三及び乙イ六並びに弁論の全趣旨よれば、本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減に係る安全確保対策についての本件安全審査の内容について、次のとおりと認められる。
１　審査基準及び審査方針
本件安全審査においては、「評価の考え方」、「許容被曝線量等を定める件」（昭和三五年九月三〇日科学技術庁告示第二一号）、「気象指針」に基づき、「安全設計審査指針」、「線量評価指針」等を参考として、本件原子炉施設が、その基本設計ないし基本的設計方針において、平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質による公衆の被曝線量を十分低く抑えることとなっているものであるかどうか、すなわち、平常運転時における安全性を確保し得るものであるかどうかを判断するものとし、以下の事項について審査した。
（一）　本件原子炉施設の平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質の量を十分低く抑え得るような対策（被曝低減対策）が講じられているか否か。すなわち、（１）　燃料被覆管内から一次主冷却系及び一次アルゴンガス系などからなる一次系中に現われた放射性物質については、これをできるだけ一次系内に閉じ込められるか否か。
（２）　一次系外に現れた放射性物質を、その形態に応じて適切に処理し得る放射性廃棄物廃棄施設が設けられるか否か。
（３）　平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の放出量及び環境における濃度、線量率等を適切に監視することができる設備が設けられるか否か。（４）　なお、本件原子炉施設に内蔵する放射性物質からの放射線による公衆の被曝を十分低く抑えることができるか否か。
（二）　平常運転に伴って環境に放出される放射性物質による公衆の被曝線量の評価が、「許容被曝線量等を定める件」二条の定める原子炉施設における周辺監視区域外の許容被曝線量（以下「公衆の許容被曝線量」という。）一年間につき〇・五レムを下回り、かつ、合理的に達成できる限り低く保つよう設計上の対策が講じられているといえるものであるか否か。
２　被曝低減対策
（一）　放射性物質の一次系中への出現の抑制及び一次系内への閉じ込め（１）　本件安全審査においては、放射性物質が燃料被覆管内から一次系中に現れることを抑制することができるか否か、一次系中に現れる放射性物質をできるだけ一次系内に閉じ込めることができるか否かについて審査した。（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。
（イ）　一次系中への出現の抑制
本件原子炉施設の平常運転時において原子炉施設に内包される放射性物質には、①燃料としての核燃料物質、②燃料の核分裂反応によって生じる核分裂生成物、③炉心燃料集合体等の炉心構成要素の構造材等が中性子により放射化されることによって生じる放射化生成物（この中には、一次冷却材として使用されるナトリウムが中性子により放射化されて生じる放射性ナトリウム及び原子炉のカバーガスとして使用されるアルゴンガス等が中性子により放射化されて生じる放射性アルゴンガスも含まれる。）がある。
しかし、①及び②の放射性物質については、これらの放射性物質は燃料内に存在し又は燃料内から発生するものであるところ、燃料を覆う燃料被覆管の健全性に関して、①炉心燃料要素の内圧は、ガスプレナムの容積を十分とることにより抑えられており、燃料被覆管のクリープ寿命分数和は、燃焼進行後の核分裂生成ガスの放出率を一〇〇。パーセントとして評価した場合においても約〇・三であり、設計上の制限値である一以下となること、②被覆管に生じる応力は、ＳＵＳ三一六相当ス
テンレス鋼の許


容応力を十分に下回っており、また、全使用期間中に予想される各種出力変動による被覆管の累積疲労も設計疲労寿命と比べて十分小さいこと、③燃料被覆管に生じる歪みは、気体状の核分裂生成物による内圧、高速中性子の照射によるスエリング、照射クリープ変形に起因する外径増加であるが、右外径の増加量を七パーセント程度に抑えると、冷却機能は十分維持され、燃料被覆管の健全性も損なわれないと評価されたところ、本件原子炉施設においては、燃料被覆管の材料に耐スエリング性に優れたＳＵＳ三一六相当ステンレス鋼を使用することによって、燃料被覆管の使用期間末期でも、燃料被覆管の外径増加を約六パーセント以下となるように抑えられることから、本件原子炉施設の燃料被覆管は全使用期間にわたってその健全性が保たれ、①及び②の放射性物質は燃料被覆管内に閉じこめられる（乙一六・八―一―五、八―三―七ないし九頁、七一頁）。
また、③の放射性物質については、炉心構成要素等の構造材等に一次冷却材であるナトリウムとの共存性に優れたステンレス鋼を用いること、一次冷却材であるナトリウムの純度管理を行い得るコールドトラップ等を設けて右構造材等を腐食の生じにくい状態に保つことにより、右放射化生成物が腐食によって一次冷却材中に溶け出して一次系中に現れることを抑制できる（乙一六・八―一―二五頁）。（ロ）　右（イ）の抑制対策を前提にしても、燃料被覆管にピンホール（極めて微小な穴）等の欠陥があった場合には、一次冷却材中に放射性物質が漏えいする。また、一次冷却材の純度管理を行っても、一次冷却材中に放射化生成物が現れることは避けられないし、一次冷却材としてナトリウムを、原子炉のカバーガスとしてアルゴンガスをそれぞれ使用するため、このナトリウム及びアルゴンガスが放射化することも避けられない。
しかし、原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリは十分な強度を持たせた機器、配管等から構成されること、一次アルゴンガス系に放射能を減衰できる常温活性炭吸着塔を設置することから、一次系中に現れた放射性物質をできるだけ一次系内に閉じ込めることができる（乙一六・八―一―六頁、八―七―一五頁、一六頁、八―八―七頁）。
（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設では放射性物質が燃料被覆管内から一次系中に現れることを抑制し、一次系中に現れる放射性物質をできるだけ一次系内に閉じ込めることができると判断した。
（二）　一次系外に現れた放射性物質の処理
本件安全審査においては、一次系外に現れた放射性物質を、その形態に応じて適切に処理し得る放射性廃棄物廃棄施設が設けられているか否かを審査した。
（１）　放射性気体廃棄物処理設備
（イ）　本件安全審査においては、放射性気体廃棄物の発生量と処理能力、放出管理、換気設備の性能等について検討し、放射性気体廃棄物処理設備が、適切なろ過、貯留、減衰、管理等を行うことにより、周辺環境に放出される放射性物質の濃度及び量を合理的に達成できる限り低減できる設計であるか否かを審査した。（ロ）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（ａ）　一次アルゴンガス系設備の圧力制御に伴い排出される廃ガス等の放射性希ガスを含んだ廃ガスは、活性炭吸着塔装置にて、キセノンは約三〇日間、クリプトンは約四〇時間保持できる設計とされる（乙一六・八―一二―二頁、三頁）。（ｂ）　換気設備の系統には、微粒子フィルタを設置することにより、放出放射性物質の量を低減する設計とされる（乙九・一一五頁）。（ｃ）　放射性気体廃棄物処理設備及び換気設備からの放射性気体廃棄物は、放射性物質の濃度を監視し、排気筒から放出されることとされる（乙一六・八―一二―二頁）。
（ｄ）　放射性気体廃棄物による一般公衆の被曝線量は、後記３のとおり、放出される放射性液体廃棄物によるものと合計しても、法令に定める許容被曝線量を十分下回っており、合理的に達成できる限り低くするための設計上の対策が取られている（乙九・一一五頁）。
（ハ）　本件安全審査においては、以上の事実を確認したことから、本件原子炉施設の放射性気体廃棄物処理設備の設計及び処理方法は妥当であると判断した。
（２）　放射性液体廃棄物処理設備
（イ）　本件安全審査においては、放射性液体廃棄物の発生量と処理能力、放出管理等について検討し、放射性液体廃棄物処理設備が、適切なろ過、蒸発処理、脱塩処理貯留、減衰、管理等を行うことにより、周辺環境に放出される放射性物質の濃度及び線量を合理的に達成できる限り低減できる設計であるか否かを審査した。（ロ）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（ａ）　放射性液体廃棄物処理設備には、処理する廃液の性状に応じて、廃液受入
タンク
、洗濯廃液受入タンク、廃液蒸発濃縮装置、洗濯廃液蒸発濃縮装置、脱塩塔等が設けられるが、これらの設備は、処理容量等からみて、発生廃液を十分処理する能力を有する（乙一六・八―一二―四ないし六頁）。
（ｂ）　右設備は、適切な材料の選定、タンク水位等の警報、インタロック等による漏えいの発生防止、漏えい検知器等による漏えいの早期検知及び主要を機器を独立した区画設けるか、周辺に堰を設けるか等による漏えいの拡大防止等が行える設計とされる（乙一六・八―一二―六頁、七頁）。
（ｃ）　右設備で処理された処理水は、その一部が機器洗浄水として再使用されるが、洗濯廃液の処理水等放射能レベルの著しく低いものは、あらかじめ放射性物質の濃度が十分低いことを確認した後、モニタによって監視しながら復水器冷却水と混合希釈して放出する（乙一六・八―一二―四頁、五頁）。（ｄ）　放射性液体廃棄物放出による一般公衆の被曝線量は、後記３のとおり、放出される放射性気体廃棄物によるものと合計しても、許容被曝線量を十分下回っており、合理的に達成できる限り低くするための設計上の対策もとられている（乙九・一一五頁）。
（ハ）　本件安全審査においては、以上の事実を確認したことから、本件原子炉施設の放射性液体廃棄物処理設備の設計及び処理方法は妥当であると判断した。
（３）　放射性固体廃棄物処理設備


（イ）　本件安全審査においては、従事者の被曝低減対策、放射性固体廃棄物の発生量、固体廃棄物貯蔵庫の貯蔵及び遮へい能力等について検討し、放射性固体廃棄物処理設備が、遮へい、遠隔操作等によって、従事者の被曝線量を合理的に達成できる限り低減できる設計であるか否か、また、発生する放射性固体廃棄物を貯蔵する容量が十分であると共に、放射性固体廃棄物の貯蔵による本件敷地周辺の空間線量率を合理的に達成できる限り低減できる設計であるか否かを審査した。（ロ）そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（ａ）　濃縮廃液及び使用済樹脂は、アスファルト固化装置によりアスファルトと混合加熱し、水分を蒸発して、ドラム詰めされる。ドラム充填室には、従事者の被曝線量を低減できるよう、遮へい壁、鉛ガラス等が設けられるが、ドラム缶の移動及びドラム詰めば遠隔操作で行える設計とされる。圧縮可能な雑固体廃棄物は、ベイラにて圧縮処理し、ドラム詰めされる。また、使用済活性炭はドラム詰めされ、使用済排気用フィルタ類は梱包される（乙一六・八―一二―八頁、九頁）。
（ｂ）　固体廃棄物貯蔵庫は、推定される放射性固体廃棄物の約一五年分を貯蔵保管でき、必要に応じて増設される。また、使用済制御棒集合体等は、その放射能を減衰させるため、水中燃料貯蔵設備及び固体廃棄物貯蔵プールに貯蔵保管される（乙一六・八―一二―八頁）。
（ｃ）　放射性固体廃棄物の貯蔵保管に当たっては、従事者の被曝線量を低減するため、必要なものについては十分な遮へいを設けると共に、遠隔操作が可能なように設計される（乙二八・八１一二１八頁）。
（ｄ）　固体廃棄物貯蔵庫からの直接線量（内蔵する放射性物質からの放射線が周辺に直接到達するもの）及びスカイシャイン線量（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もの）は、原子炉格納容器内線源等によるものと合計して、人の居住の可能性のある本件原子炉施設敷地境界外において、合理的に達成できる限り低くなるように設計され、管理される（乙九・一一七頁、乙一〇）。（ハ）　本件安全審査においては、以上の事実を確認したことから、本件原子炉施設の放射性固体廃棄物処理設備及び放射性廃棄物貯蔵設備の設計及び処理方法は妥当であると判断した。
（４）　なお、本件許可処分の後、被告は昭和六〇年二月一八日付け及び昭和六一年九月二九日付けでそれぞれ原子炉設置変更許可申請をし、これに対して昭和六一年三月二五日付け及び昭和六二年二月六日付けでそれぞれ右設置変更が許可され、それに基づいて、①右（１）の希ガス除去・回収設備は削除する一方、一次アルゴンガス系設備に設けられる常温活性炭吸着塔の放射能減衰能力を向上し、②右に述べた液体廃棄物処理設備の廃液蒸発濃縮装置からの濃縮廃液や使用済樹脂をアスファルト固化するとしていたものを、プラスチック固化することとし、③本件原子炉施設の従業員が使用した衣類等の洗濯については洗濯廃液蒸発濃縮装置を削除し、ドライクリーニングを採用するなどの設備変更が行われた。これらについては、右設置変更許可に際しての安全審査において、平常運転時における被曝低減対策に係る安全性が確保されることが確認されている。
（三）　放射性物質の放出量等の監視
（１）　本件安全審査においては、平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の放出量及び環境における濃度、線量率等を適切に監視することができる設備（放射線管理設備）が設けられているか否かを審査した。（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　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、放射線監視設備のプロセスモニタやエリアモニタによって監視すると共に、資料採取分析等による放射能測定を行い、さらに、排気筒からの放出後は、モニタリングポスト等の屋外放射線監視設備あるいは環境試料の放射性物質濃度の測定等によって監視する（乙一六・八―一三―七ないし一一頁、九―三―一頁、三頁）。
（ロ）　液体廃棄物については、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、プロセスモニタ、漏えい検出器、モニタタンクの試料採取分析等によって常に監視し、放出時には、放射性物質の濃度を排水モニタによって常に監視し、また、放出後は、環境試料の放射性物質濃度の測定等によって監視する（乙一六・八―一三―七ないし一一頁、九―三―一頁）。
（ハ）　右各種の放射線モニタや屋外放射線監視設備等が検知、計測した各情報捌は、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運転員の注意一を喚起する（乙一六・八―一三―五ないし九）。
（３）　本件安全審査においては、以上の事実を確認したことから、本件原子炉施設の放射線管理設備は、平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の放出量及び環境における濃度、線量率等を適切に監視することができると判断した。
（四）　原子炉施設から直接放出される放射線の抑制
（１）　本件安全審査においては、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よる周辺公衆の被曝についても十分低く抑え得るような対策が講じられているか否かについて審査した。（２）　そして、本件安全審査においては、次の事項を確認した。（イ）　原子炉本体からの放射線については、原子炉容器の周囲に設置された、郷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原子炉容器の上部に設置されたステンレス鋼、炭素鋼の多重層構造である遮へい
プラ


グ等によって遮へいする（乙一六・八―一三―二頁）。（ロ）　原子炉容器室壁及び一次主冷却室壁によって、一次主冷却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（乙一六・八―一三―二頁、三頁）。（ハ）　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遮へい建物を設置し、これによってその外側への放射線を更に減衰させる（乙一六・八―一三―三頁）。（ニ）　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う（乙一六・八―一三―三頁）。（ホ）　周辺公衆の被曝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する（乙一六・八―一三―五頁）。
（３）　本件安全審査においては、以上の事項を確認したことから、本件原子炉施設に内蔵する放射性物質からの直接線量及びスカイシャイン線量は、無視できる程度に十分小さな値となると判断した（乙一六・八―一三―四頁）。
３　平常運転時における公衆の被曝線量評価
本件安全審査においては、平常運転時における安全性を確保するための安全設計の妥当性を確認した上で、その妥当性を別個の側面から確認するために、本件原子炉施設の通常運転時に周辺環境に放出される放射性物質による一般公衆の被曝線量が、「許容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」を十分下回り、かつ、合理的に達成できる限り低く保たれ得る（ＡＬＡＲＡの考え方を満たす）といえるか否かを審査した。
（一）　本件許可申請における本件原子炉施設周辺の一般公衆の被曝線量評価の内容本件安全審査においては、本件許可申請における本件原子炉施設周辺の一般公衆の被曝線量評価について、次のとおりと確認した。
（１）　大気中に放出される放射性物質の年間放出量
（イ）　気体廃棄物中の放射性物質は、核分裂生成物である放射性希ガス及び放射性よう素並びに一次冷却材中の不純物及び炉上部カバーガスのアルゴン等の放射化反応により生成する放射性アルゴンである。
（ロ）　年間放出量の計算は次の項目に分けて行われている。（ａ）　気体廃棄物処理設備から放出される希ガス及びよう素気体廃棄物処理設備に収集される気体廃棄物は、一次アルゴンガス系設備の圧力制御に伴い排出される廃ガス、燃料取扱い及び貯蔵設備のガス置換に伴い排出される廃ガス、使用済燃料の洗浄廃ガス、遮へいプラグ周りの機器のガス置換に伴い排出される廃ガス等であり、気体廃棄物処理設備に移行する希ガス及びよう素の量は、各廃ガスごとに、廃ガス中に混入する一次アルゴンガスの量、一次アルゴンガス中の希ガス及びよう素の濃度齪等を考慮して計算されている。更に、燃料取扱い及び貯蔵設備からの廃ガスについては、燃料取扱時に欠陥燃料から燃料移送ポット内に放出される希ガス及びよう素についても考慮して計算されている。気体廃棄物処理設備から排気筒を経て放出される希ガスの量は、気体廃棄物処理設備に移行したキセノン、クリプトンが、活性炭吸着装置においてそれぞれ三〇日間、四〇時間保持されるものとして計算されている。よう素については、希ガスと同様に活性炭吸着搭に導かれ、ほとんど除去されるので放出量の計算に当たっては無視されている。
（ｂ）　原子炉格納施設の換気により放出される希ガス及びよう素原子炉格納施設の換気により放出される気体廃棄物中の放射性物質は、機器、弁等から原子炉格納容器内に漏えいした炉上部カバーガス中に含まれる希ガス及びよう素であり、その希ガス及びよう素の量は、炉上部カバーガスの漏えい率、炉上部カバーガス中の放射性物質の濃度、原子炉停止時の換気回数、原子炉運転時の換気量、原子炉格納容器内での減衰時間等を考慮して、原子炉停止時と原子炉運転中に分けて計算されており、原子炉停止時の換気回数は、先行軽水炉の昀近の運転実績等を参考にして年一〇回としている。
（ｃ）　原子炉補助建物の換気により放出される希ガス及びよう素原子炉補助建物の換気により放出される気体廃棄物中の放射性物質は、一次アルゴンガス系設備及び気体廃棄物処理設備から原子炉補助建物に漏えいした一次アルゴンガス、放射性廃ガス等の中に含まれる希ガス及びよう素であり、換気により放出される希ガス及びよう素の量は、一次アルゴンガス、放射性廃ガス等の漏えい率及び漏えいしたガス中の放射性物質の濃度等を用い、原子炉補助建物における減衰効果を無視して計算されている。
（ｄ）　共通保修設備から放出されるよう素
共通保修設備から放出される気体廃棄物中の放射性物質は、機器洗浄廃ガスの中に含まれるよう素（機器洗浄の際に機器表面に付着していた一次冷却材から移行したもの）であり、その量は、一次冷却材中のよう素の洗浄廃ガスヘの移行率等を考
慮して
計算されている。
（ハ）　計算の結果、希ガスの年間放出量は約二三〇〇キュリー、よう素の年間放出量は、よう素一三一約〇・〇〇四四キュリー、よう素一三三約〇・〇〇〇四キュリーであるとされた。なお、他に放射化生成物としてアルゴン三七、アルゴン三九、アルゴン四一が生成されるが、これらの年間放出量はそれぞれ約五キュリー、約四〇キュリー、約一〇キュリーであり、希ガスの年間放出量に含めて評価されている。
（２）　海洋中に放出される放射性物質の年間放出量
（イ）　液体廃棄物は機器、使用済燃料等の洗浄の際に生じる廃液、各建物機器からのドレン、床ドレン、防護衣類等を除染する際に生ずる洗濯廃液等であり、これらの中に含まれる主な放射性物質は、一次冷却材中に漏えいした核分裂生成物、一次冷却材中の放射性腐食生成物及び放射化ナトリウムである。発生した液体廃棄物は、その性状に応じて分離回収された後、液体廃棄物処理設備で蒸発濃縮、脱塩等の処理が行われ、処理水は放射性物質の濃度、水質等を考慮して再使用、再処理又は所外放出される。


（ロ）　環境に放出される液体廃棄物の量は、処理モード、処理設備の性能、処理水の再使用の割合等を考慮して計算されており、その結果、液体廃棄物の年間放出量の計算値は約三五〇〇立方メートルで、その中に含まれる放射性物質の量はトリチウムを除いて約〇・一四キュリーとされた。ただし、液体廃棄物中の放射性物質による被曝線量の計算を行うに当たっては、処理水の再使用の条件等を考慮して、放射性物質の年間放出量はトリチウムを除いてニキュリー、トリチウムについては海外高速炉の実状を参考として二五〇キュリーとされた。
（３）　被曝線量の計算
（イ）　気体廃棄物中の希ガスによる全身被曝線量
気体廃棄物中の希ガスによる全身被曝線量の計算は、排気筒から放出され拡散移動する放射性雲からのガンマ線による外部全身被曝線量を対象に行われ、計算に当たっては、希ガスの年間放出量及びガンマ線の実効エネルギーを基礎に、連続放出、間けつ放出の放出モードを考慮して、気象資料の統計整理により得られた風向別大気安定度別風速逆数の総和及び平均を用いて「線量評価指針」に示された方法により、周辺監視区域外における希ガスのガンマ線による全身被曝線量が計算された。
計算の結果、希ガスのガンマ線による全身被曝線量は、周辺監視区域外の昀大と
なる場所におい
て年間約〇・〇七四ミリレムであるとされた。
（ロ）　液体廃棄物中の放射性物質による全身被曝線量液体廃棄物中の放射性物質による全身被曝線量の計算は、放射性物質が海産物を介して人体に摂取される場合の内部全身被曝線量を対象に行われ、計算に当たっては、人体の放射性物質の摂取率は、海水中の放射性物質濃度、海産物の濃縮係数、海産物摂取量等を考慮して、「線量評価指針」に示された方法により、周辺監視区域外における全身被曝線量が計算された。なお、海水中の放射性物質濃度については、復水器冷却水放水口濃度が用いられた。
計算の結果、液体廃棄物中の放射性物質による全身被曝線量は、年間約〇・〇六六ミリレムであるとされた。
（ハ）　甲状腺被曝線量の計算
甲状腺被曝線量の計算は、気体廃棄物中のよう素及び液体廃棄物中のよう素に着目し、これが呼吸、葉菜及び海産物を介して、成人、幼児及び乳児にそれぞれ摂取される場合の内部甲状腺被曝線量を対象に行われた。気体廃棄物中のよう素による甲状腺被曝経路は、呼吸摂取、葉菜摂取及び牛乳摂取があるが、本件原子炉施設近辺においては乳牛が飼育されておらず、また、牧草地もないことから、被曝経路としては、呼吸摂取と葉菜摂取が扱われた。
人体のよう素摂取率は、空気中又は海水中のよう素濃度、呼吸率、空気中のよう素が葉菜に移行する割合、海産物の濃縮係教、食物摂取量等を考慮して、「線量評価指針」に基づき計算されたが、右計算に当たっては、よう素の地表空気中濃度は、年間放出量と、気象資料の統計整理により得られた風向別大気安定度別風速逆数の総和及び平均を用いて求め、海水中のよう素濃度は、復水器冷却水放水口濃度が用いられた。また、人体に摂取されたよう素の甲状腺に移行する割合は、摂取食物中に含まれる安定よう素の量によって変化することを考慮し、各被曝経路における安定よう素摂取量に応じて計算された。
計算の結果、よう素に起因する甲状腺被曝線量は、本件敷地境界外の昀大となる場所において、幼児及び乳児がよう素を呼吸及び葉菜を介して摂取し、かつ、海草類を摂取するとした場合が昀大となり、その値は年間約〇・六六ミリレムであるとされた。
（二）　本件安全審査における評価
本件安全審査においては、本件許可申請における本件原子炉施設周辺の一般公衆の被曝線量評価について、次のとおり、妥当であると判断した。
（１）　計算方
法の妥当性
放射性物質の環境への放出については、海外高速炉における燃料被覆管の欠陥の程度等の実績を参考とし、放射性物質が原子炉から排気口又は放水口に至るまでの過程について解析し、放出径路ごとに計算されている。大気中に放出された放射性物質による一般公衆の被曝線量は、本件敷地における一年間の気象資料を用いて算出された空気中濃度を基に計算され、また、海洋中に放出された放射性物質による一般公衆の被曝線量は、復水器冷却水放水口濃度を用いて計算されている。
放射性物質の環境への放出量及び一般公衆の被曝線量の計算は、「線量評価指針」を参考とし、その評価に際しては、ＬＭＦＢＲの設計の特徴を考慮して行われている。
以上のような本件許可申請における計算方法は、「線量評価指針」の考え方を参考としており、また、炉型の違いにより同指針の方法が直接適用できない放出放射性物質の発生源の計算については、本件原子炉施設の設計条件、運転計画及び関連する試験研究の成果に基づいて行われており、妥当である。
（２）　計算結果の妥当性
計算された周辺監視区域外での被曝線量の昀大値は、全身被曝線量が年間約〇・一四ミリレム、甲状腺被曝線量が年間約〇・六六ミリレムであり、本件原子炉施設は、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、「許容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」を下回るのみならず、ＡＲＡＬＡの考え方を満たすような設計上の対策が講じられていると判断した。なお、右で評価された被曝線量のほかに、本件原子炉施設からの直接線量及びスカイシャイン線量並びにベータ線による皮膚被曝線量、海水浴中に受ける被曝線量、大気中に放出された粒子状放射性物質に起因する被曝線量等があるが、直接線量及びスカイシャイン線量は、本件敷地境界外で合理的に達成できる限り低くなるように原子炉施設を設計し、管理することとしていること、これらの線量は、距離が離れるに従って急激に減少するという性質を持っているため、一般公衆の被曝線量に寄与する地点は周辺監視区域近傍に限られること、ベータ線による皮膚被曝線量等については、「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被曝線量評価について」に示されているように、一般に極めて小さい寄与しか与えないことから、これらによる線量を考慮しても、周辺監視区域外における被曝線量は、
「許
容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」を十分下回っている。
４　本件安全審査の結論


本件安全審査においては、調査審議の結果、本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減に係る安全確保対策について、本件原子炉施設が審査基準に適合し、その基本設計ないし基本的設計方針において、平常運転時における公衆の被曝線量を十分低く抑えることができ、原子炉等による災害の防止上支障がないものと判断した。
二　本件安全審査の合理性
１　審査基準及び審査方法の合理性
（一）　本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減に係る安全確保対策についての本件安全審査に用いられた審査基準及び審査方針には、次に述べる「許容被曝線量等を定める件」を除いて、不合理な点があるとは認め難い。
（二）　「許容被曝線量等を定める件」について
（１）　「許容被曝線量等を定める件」は、公衆の被曝線量を具体的数値により計算した場合に、右線量が社会的にその影響を無視することができる線量と解されている公衆の許容被曝線量を下回ること、さらに合理的に達成できる限り低く保つよう設計上の対策が講じられていることを確認するために用いられる「公衆の被曝許容線量」を定め、また、これを合理的に達成できる限り低く保つこと（ＡＬＡＲＡの考え方）を要求している。これは、いずれも世界で昀も支配的かつ妥当な数値として採用され続けていると認められる国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）の一九五八（昭和三三）年勧告を尊重したものである（当事者間に争いがない。）。（２）　ところで、乙ロ一、乙ロ三及び乙ロ五によれば、ＩＣＲＰは、一九六五（昭和四〇）年及び一九七七（昭和五二）年の勧告においては、放射線作業従事者に対する線量当量限度を一年間につき五レム、公衆に対する線量当量限度を一年間につき〇・五レム（ただし、生涯線量当量限度は、年当たり〇・一レム）としていたが、一九八五（昭和六〇）年のパリ声明において、公衆に対する実効線量当量限度につき、主たる限度を一年間につき〇・一レムとし、生涯にわたる平均の年線量が主たる限度を超えない場合、数年にわたって許される補助的限度として一年間につき〇・五レムとし、従来の勧告においては、主たる限度を一年間につき〇・五レムとしていたのを、一年間につき〇・一レムと改めたこと、一九九〇（平成二）年
の勧告においては、実効線量当量限度の用語に代えて
、実効線量限度及び等価線量の用語を導入し、臓器毎の荷重係数についても見直しを行って詳細に定めたが、公衆に対する実効線量限度の勧告値については、一年間につき〇・一レムから変更されてないことが認められる。（３）　そして、これを受けて、我が国でも、現在では、「許容被曝線量等を定める件」を改廃し、「線量当量限度を定める件」（昭和六三年七月二六日科学技術庁告示第二〇号）三条が、「公衆の許容被曝線量」につき、実効線量当量で一年間につき〇・一レムとし、更にＡＬＡＲＡの考え方の要件を定めている。（４）　そうすると、現在においては、「許容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」は合理性を失い、現在合理性を有するのは「線量当量限度を定める件」のそれというべきである。
しかし、「許容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」が合理性を失ったことをもって本件安全審査が直ちに合理性を失い、本件原子炉施設の平常運転時における安全性が確保されなくなるものではなく、「線量当量限度を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」である一年間につき〇・一レム及びＡＬＡＲＡの考え方の要件に照らしたとしても、本件安全審査の結論に差異がないと認められる限り、本件安全審査の合理性はなお維持されるというべきである。そこで、以下においては、「線量当量限度を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」及びＡＬＡＲＡの考え方の要件に基づいて本件安全審査の妥当性を検討することとする。
（５）　なお、乙四によれば、「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針について」（昭和五〇年五月一三日原子力委員会決定）において、放射性希ガスからのガンマ線による全身被曝線量及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被曝線量の合計値については年間五ミリレム（〇・〇〇五レム）、放射性よう素に起因する甲状腺被曝線量については年間一五ミリレム（〇・〇一五レム）の線量目標値が定められていることが認められる。この数値は、本件安全審査が公衆の被曝線量を合理的達成できる限り低く保つよう設計上の対策が講じられていることを確認したことの妥当性を検討する際の参考となる数値であるといえる。
２　審査内容の合理性
（一）　被曝低減対策について
（１）　放射性物質の一次系中への出現の抑制と一次系内への閉じ込めについて
は、①燃料被覆管の健全性、炉心構成
要素等の構造材等の健全性が確認されたこと（一、２、（一）、（２）、（イ））によって、放射性物質が燃料被覆管内から破壊、腐食等によって一次系中に現れることを抑制できることが確認されたといえ、②一次系が十分な強度を持たせた機器、配管等から構成されること、一次アルゴンガス系に放射能を減衰できる常温活性炭吸着塔が設置されること（一、２、（一）、（２）、（ロ））によって、一次系中に現れた放射性物質をできるだけ一次系内に閉じ込めることができることが確認されたといえる。
（２）　放射性廃棄物廃棄施設については、気体廃棄物処理施設、液体廃棄物処理施設、固体廃棄物処理施設の健全性が確認されたこと（一、２、（二）、（１）ないし（３））によって、一次系外に現れる放射性物質の環境への放出をできる限り低く抑えることができることが確認されたといえる。
（３）　放射線管理設備については、その性能及び健全性が確認されたこと（一、２、（三））によって、放射性物質の放出量及び放出後の環境中における濃度、線量率等を監視することができることが確認されたといえる。
（二）　平常運転時の公衆の被曝線量評価について
（１）　被曝線量評価において用いられた計算方法には、不合理な点があるとは認め難い。


（２）　そして、右解析の結果得られた周辺監視区域外での被曝線量の昀大値は、全身被曝線量が年間約〇・一四ミリレム、甲状腺被曝線量が年間約〇・六六ミリレムであり、いずれも、現在妥当性を有する「線量当量限度を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」年間〇・一レムを十分に下回っている。また、右被曝線量は、「発電用軽水炉施設周辺の線量目標値に関する指針について」の定める放射性希ガスからのガンマ線による全身被曝線量及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被曝線量の合計値について年間五ミリレム、放射性よう素に起因する甲状腺被曝線量について年間一五ミリレムの線量目標値をも下回っており、ＡＬＡＲＡの考え方も満たしているといえる。そうすると、平常運転時における公衆の被曝線量を十分低く抑えることができるとの結論においても、不合理な点があるとは認め難い。
３　以上のとおり、本件安全審査における本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減対策に係る安全性の判断は、合理的根拠に基づいて行われたものであると認めることができ、これに前記（第二、四）認定の本件安全審査の性格を考え合わせれば、この点について、原告らの更なる主張、立証のない限り、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、平常運転時における被曝低減対策に係る安全性を確保し得るものと推認することができる。
そこで、次に、平常運転時における被曝低減対策に係る安全性に関して、本件安全審査の合理性に対する原告らの反論並びに本件原子炉施設の詳細設計及び工事の方法に関する争点について判断を示すことにする。
三　原告らの主張について
１　「許容被曝線量等を定める件」ないし「線量当量限度を定める件」とＩＣＲＰ
の勧告について
（一）　原告らの主張
原告らは、「許容被曝線量等を定める件」ないし「線量当量限度を定める件」の基礎となったＩＣＲＰの勧告する公衆に対する許容線量（ここでは、線量当量限度、実効線量当量限度、実効線量限度等の総称として用いる。）は、昀近の研究成果により低線量や微量線量の影響についての知見が一層詳細になっているのに、これが反映されておらず、何ら根拠のないものとなっている、また、ＩＣＲＰの勧告は原子力企業の利益を偏重した不合理なものであるなどと主張するので、以下、ＩＣＲＰの勧告の概要を検討した上で、原告らの主張について判断を示すこととする。
（二）　ＩＣＲＰ勧告の概要
乙ロ一、乙ロ三及び乙ロ五並びに弁論の全趣旨によれば、ＩＣＲＰ勧告の概要について次のとおりと認められる。
（１）　ＩＣＲＰは、一九二八（昭和三）年に、第二回国際放射線医学会議によって、「国際エックス線及びラジウム防護委員会」として創立され、その後、放射線利用の多様化や原子力開発利用の進展により、急速に拡大する放射線防護の分野を一層効果的に網羅するため、一九五〇（昭和二五）年に国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）と改称され、現在に至っている。ＩＣＲＰは、世界保健機構（ＷＨＯ）及び国際原子力機関（ＩＡＥＡ）と公的な関係を有すると共に、国際連合原子放射線の影響に関する科学委員会（ＵＮＳＣＥＡＲ）、経済協力開発機構原子力機関（ＯＥＣＤ／ＮＥＡ）等と協力関係を有している。
（２）　ＩＣＲＰは、一九二八（昭和三）年に昀初の報告書を刊行し、一九五〇（昭和二五）年の組織改正以降は、一九五八（昭和三三）年、一九六四（昭和三九、ただし刊行の年）年、一九六五（昭和四〇）年、一九七七（昭和五二）年及び
一九九〇（平成二）年に一
般勧告を行ってきたが、その間も、昀新の科学的知見に基づいて基本的勧告の修正、拡大を続けていると共に、より専門的な問題についての報告を、一般勧告の中間に公表している。
（３）　ＩＣＲＰは、勧告を行うに当たって、低線量放射線被曝と晩発性障害及び遺伝的障害の発生に関するしきい値の存否について、しきい値の存在を積極的に肯定する知見がないので、どのような低い線量でも白血病その他の悪性腫瘍を含む身体的障害及び遺伝的障害を発現させる危険があるという慎重な仮定をするという方針が放射線防護の基礎として昀も合理的であるとして、しきい値の不存在を仮定している。
そして、その上で、被曝をもたらす活動から得られる利益を考慮すると共に一他の職業上ないし日常生活におけるリスクとの比較をしつつ、社会的に容認又は正当化し得る線量の限度を提供している。
（４）　前記（二、１、（二）、（２））のとおり、ＩＣＲＰは、一九六五（昭和四〇）年及び一九七七（昭和五二）年の勧告においては、放射線作業従事者に対する線量当量限度を一年間につき五レム、公衆に対する線量当量限度を一年間につき〇・五レム（ただし、生涯線量当量限度は年当たり〇・一レム）とした。更に、一九八五（昭和六〇）年のパリ声明においては、公衆に対する実効線量当量限度につき、主たる限度を一年間につき〇・一レムとし、生涯にわたる平均の年線量が主たる限度を超えない場合、数年にわたって許される補助的限度として一年間につき〇・五レムとした。そして、平成二（一九九〇）年勧告では、公衆に対する実効線量限度を〇・一レムとした。


これを詳細にみるに、一九七七（昭和五二）年勧告において、ＩＣＲＰは、「委員会が以前に勧告した線量当量限度は二〇年以上にわたって使われてきた。それは国際的に広く使われ、多くの国及び地域において法律の中に組み入れられてきた。更に、委員会が勧告した線量制限体系が、十分なレベルの安全を保つことに失敗したことを示す証拠は何もない。しかし、委員会は、線量当量限度のレベルをいくらかでも変える必要があるかどうかを決定するために、委員会の線量当量限度を現在の知識に照らして見直すことが適切と考える。」と述べた上で、放射線誘発がんに関する死亡のリスク係数は、男女及び総ての年齢の平均値として一レム当たり約一万分の一であると仮定し、公衆の個々の構成員の容認できるであろう死亡リスクを年当たり一〇万ないし一〇〇万分の一とすると、そのためには、公衆の個々の構成員の生涯線量当量を一生涯を通して年当たり〇・一レムの全身被曝に相当する値に制限すればよく、ＩＣＲＰの勧告値である一年間につき〇・五レムという全身線量当量限度は、これを決定グループに適用したとき、これと同程度の安全を確保することが分かっているので、長期間にわたって高線量率で被曝する人々には右の年当たり〇・一レムという生涯線量当量を適用すること等の条件のもとに、右勧告値を維持するとしている。
そして、一九八五（昭和六〇）年のパリ声明において、ＩＣＲＰは、公衆に対する実効線量当量限度につき、主たる限度を一年間につき〇・一レムとするが、生涯にわたる平均の年線量が主たる限度を超えない場合、数年にわたって許される補助的限度として一年間につき〇・五レムとし、従来の勧告においては、主たる限度を一年間につき〇・五レムとしていたのを、一年間にっき〇・一レムと改めた。その後、一九九〇（平成二）年勧告において、ＩＣＲＰは、実効線量当量限度の考え方を改め、実効線量限度及び等価線量の用語を導入し、臓器毎の荷重係数についても見直しを行って詳細に定めると共に、作業者に対する実効線量限度の勧告値について、従来、一年間につき五レムであったのを、五年平均で一年間につき二レム（ただし、いずれの一年間においても五レムを限度とする。）と改めているが、公衆に対する実効線量限度の勧告値については、一年間につき〇・一レムのまま変更されていない。
このように、ＩＣＲＰの勧告は、常に再検討が加えられてきており、公衆に対する許容線量（一九七七（昭和五二）年の勧告では線量当量限度、一九八五（昭和六〇）年の勧告では実効線量当量限度、一九九〇（平成二）年の勧告では実効線量限度であるが、すべて「許容線量」と表記する。）値としては、一九八五（昭和六〇）年のパリ声明以前は年間〇・五レムとされてきたが、パリ声明以降は年間〇・一レムとされている。
（５）　ＩＣＲＰは、許容線量の勧告をすると同時に、被曝線量と晩発性障害及び遺伝的障害の発生との間にしきい値がないと仮定する以上、いかなる被曝でもある程度の危険を伴うことになることを前提として、同時に被曝線量をできる限り少なくするべきであるとの勧告を行ってきた。ただし、その文言には変遷があり、一九
五八（昭和三三）年の
勧告では、「すべての線量を実行可能なかぎり（いわゆるＡＬＡＰ」低く保つべきこと、及び、どんな不必要な被曝もすべて避けるべきであることを強く勧告する。」とされていたのが、一九六五（昭和四〇）年の勧告では、「いかなる不必要な被曝も避けるべきであること、並びに、経済的及び社会的な考慮を計算に入れた上、すべての線量を容易に達成できる限り低く（いわゆるＡＬＡＲＡ）保つべきであることを勧告する。」とされ、一九七七（昭和五二）年の勧告では、「すべての被曝は、経済的及び社会的な考慮を計算に入れながら、合理的に達成できる限り低く保つべきであることを勧告する。」とされた。
（三）　原告らの主張の検討
（１）　ＩＣＲＰ勧告の表現の変遷
原告らは、ＩＣＲＰは被曝線量をできる限り少なくするべきであるとの勧告を行ってきたが、その表現が徐々に緩やかなものに変遷しているのは（「可能な」から「実効可能な」へ、さらに「容易に達成できる」から「合理的に達成できる」へ）、ＩＣＲＰが原子力商業利用の開始と共に変質し、原子力産業の要請に合わせる方向を取り始めたことを示すものであるから、合理性を欠くものである旨主張する。
しかし、乙ロ四によれば、このような文言の変遷の背景には、放射線及び捌原子力利用の拡大とそれに伴う放射線防護、管理の経験の積み重ねの結果、当初の定性的な表現では、解釈にある程度の困難が生じたため、同じ目的を持つより定量的な表現を望む要求が出たことがあり、表現が変わってもその意図は同一であることが認められるから、原告らの主張はその前提を欠くものである。（２）　確率的影響のうち致死がんの確率係数について原告らは、ＩＣＲＰは、確率的影響のうち致死がんの確率係数が、全集団で一レム当たり一万分の五であるという仮定に基づいて、公衆の許容線量値を勧告しているが（一九九〇（平成二）年の勧告）、広島、長崎の原爆被曝線量の再評価等によって、右リスク係数が誤りであることが明らかになったから、ＩＣＲＰの公衆の許容線量についての勧告値の妥当性は失われたと主張する。また、原告らは、ＩＣＲＰの勧告においては、低線量・低線量率の被曝における右確率係数について、高線量・高線量率の被曝における観察から直接に得られるリスク係数に、線量・線量率降下係数（ＤＤＲＥＦ係数）として二を採用してこれで除しているが、右係数は何
らの根拠もなく導き出
されたものであり、不当に低線量・低線量率の被曝における確率的影響のリスクを低く見積もったものである旨主張する。


そこで検討するに、乙ロ一及び弁論の全趣旨によれば、ＩＣＲＰは、一九九〇（平成二）年の勧告において、確率的影響のうち致死がんの確率係数として、それまでの一レム当たり一万分の一から、一レム当たり一万分の五に引き上げたが、この計算に当たり、ＤＤＲＥＦ係数として二を採用し、右係数の数値の選択についてはやや恣意的であり、多分に保守的かもしれないとしていることが認められる。ところで、甲一一、甲一二及び甲ロ三によれば、一九八〇（昭和五五）年ごろから、米国のローレンス・リバモア国立研究所（ＬＬＮＬ）及びオークリッジ国立研究所（ＯＲＮＬ）の研究員らにより、それぞれ、広島、長崎の原爆被曝者の放射線被曝線量の推定の見直し作業が行われるようになり、その結果、その線量は、同研究所が一九六五（昭和四〇）年に発表した従来の線量評価システム（丁六五Ｄ）に比べて大幅に低いことが判明したこと、これを受けて、一九八一（昭和五六）年以降日米両国に線量再評価検討委員会が設置された後、一九八三（昭和五八）年には、広島、長崎原爆放射線量の再評価に関する合同委員会が設置され、一九八六年三月、日米合同の上級委員会において、新しい線量評価システム（ＤＳ八六）が承認されたこと、これによると、丁六五Ｄと比較して、広島ではガンマ線が二ないし三・五倍に増加する一方、中性子線は一〇分の一に減少し、長崎ではガンマ線はほとんど変化がなかったが、中性子線は二分の一ないし三分の一に減少したことが認められる。
また、前記（第六章第一、二、６、（二）、（７））のとおり、一九八七（昭和六二）年九月、プレストンとピアスは、論文「原爆被曝者の線量推定方式の改、一定によるがん死亡リスク推定値への影響」において、右ＤＳ八六に基づきがんと白血病の死亡リスク評価を行い、中性子の生物学的効果比（ＲＢＥ）を一〇と仮定した場合の過剰相対リスクを一〇〇レム当たり〇・六六としたこと（これをもとに計算した日本人の致死がんの死亡リスクは一〇〇万人レム当たり一六二〇人、白血病死の死亡リスクは一〇〇万人レムあたり一二〇人、合計一〇〇万人レム当たり一七四〇人となる。）こと、甲ロ一四によれば、一九八八（昭和六三）年五月、清水由
紀子らは、ＤＳ八六を用いて確率的影響
のうち致死がんのリスク評価を行い、がん死のリスクとして一〇〇万人レムあたり一三〇〇人と発表したこと、甲イ一七一によれば、一九八八（昭和六三）年、ＵＮＳＣＥＡＲは、確率的影響のうち致死がんのリスクを、一〇〇万人レムあたり、絶対モデルで四〇〇から五〇〇人、相対モデルでは七〇〇人から一一〇〇人とし、また、一九九〇（平成二）年、ＢＥＩＲは、ＢＥＩＲ―Ｖ報告書において、確率的影響のうち致死がんのリスクを、相対モデ郷ルで一〇〇万人レムあたり八八五人としたこと、甲ロ一七によれば、一九九二（平成四）年、英国放射線労働者全国登録（ＮＲＲＷ）のデータによると、がん及び白血病のリスク推定値は、統計的不確かさが大きいとされるが、ＩＣＲＰの一〇〇万人レムあたり四〇人（白血病）及び四〇〇人（がん）というリスク推定値の約二倍となっていること、乙ロ一五によれば、ロットブラットは、一九七八（昭和五八）年、「放射線業務従事者に対するリスク」と題する論文において、すべてのがん死に対するリスクとして、一〇〇万人レムあたり八〇〇人としていること（なお、これは、広島原爆被曝者の放射線誘発リスクを求めるに当たり、いくつかの単純な仮定のもとで、平均線量を評価することができることから、これにより一レムあたり二四〇×一〇マイナス六乗であるとした上で、この高い値の信頼性は、本当は早期に広島に入っていないのに、放射線被曝の犠牲者に与えられた追加的な利益を受けるために嘘の主張をした人々がいたことから、幾つかの報告された白血病の症例が誤っているということに照らして疑問もあるが、白血病がまれであることを考えると、多くの人々がもっともらしく聞こえる嘘の主張をしたということはありそうもなく、もし、三分の一が嘘のケースだとすると、そのリスクファクタは一レムあたり一六〇×一〇マイナス六乗になるとした上で、全体のリスクは白血病の五倍であるという原子放射線の影響に関する国連科学委員会が示唆した手順に従い、この数字に五を乗じれば、ＩＣＲＰが勧告した一レムあたり一〇〇×一〇マイナス六乗の八倍に当たる一レムあたり八〇〇×一〇マイナス六乗の全体リスクファクタが得られるとしているものである。）が、それぞれ認められる。また、証人Ｐ５は、ＤＳ八六により、確率的影響のうち致死がんのリスクは一〇〇万人レムあたり一〇〇〇人であるという認識が得られた旨証
言する
（Ｐ５調書一・一一丁表、Ｐ５調書二・一丁表）。
しかし、他方で、プレストンとピアスの論文については、前記（第六章第一、二、６、（二）、（７））のとおり、低線量域においても線量とリスクが比例関係にあることを論証したものではないと認められること、甲ロ一七によれば、ＮＲＲＷのがん及び白血病のリスク推定値に対しては、統計的不確かさが大きいとされていること、乙ロ一五及び乙ロ一六によれば、ロットブラットの見解に対しては、白血病による死亡のリスクを推定する方法や根拠となる具体的データが全く明示されていない上、一九七七（昭和五二）年ＵＮＳＣＥＡＲ報告書における数値を引用するに当たり、自己の結論に有利な数値のみを示しており、九〇パーセント信頼値を無視しているとの批判がされていることがそれぞれ認められる。また、前記（第六章、第一、二、６、（二）、（８））のとおり、放射線被曝と晩発性障害等の発生との間にはしきい値がないと仮定すべきではあるが、他方で、低線量の被曝とリスクの増加はいずれのがん部位においても統計学的に有意ではないこと、自然放射線の被曝による人体への影響に関して、地域差との有意な関連は認められないこと、広島、長崎の原爆被曝者の子供の出産において、統計的に有意な差は認められないことなども認められる。


また、乙ロ一によれば、ＩＣＲＰの一九九〇（平成二）年の勧告は、高線量・高線量率の場合の確率的影響のうち致死がんの確率係数につき、一レムあたり一万分の一〇（一〇〇万人レムあたり一〇〇〇人）とした上で、ＤＤＲＥＦ係数で除して一レムあたり一万分の五（一〇〇万人レムあたり五〇〇人）としていることが認められ、ＤＤＲＥＦ係数を考慮する以前の段階では、右各証拠の指摘するリスクと大幅に異なる点はない。そして、ＤＤＲＥＦ係数については、右係数の数値の選択はやや恣意的であり、多分に保守的かもしれないとされているとはいえ、日本の原爆被曝者のデータの直接の統計的評価からは、ＤＤＲＥＦ係数は約二よりもそれほど大きくはなりそうにないとされていること、動物の研究から得られたＤＤＲＥＦ係数は二から一〇であること、他の機関により過去に実際に用いられたＤＤＲＥＦ係数はすべて二以上であり、五、一〇とするものもあったことなどを根拠として、保守的な値としてＤＤＲＥＦ係数として二を採用していることが認められるのであっ
て、その数
値には合理的な根拠があるということができる。
そして、ＩＣＲＰの公衆に対する許容線量の勧告は、致死がんの確率係数に加えて、一年間につき〇・五レム以下の継続した被曝の影響について、年齢別死亡率の変化が非常に小さいというデータが得られていること、自然放射線による線量と同等の線量であれば、その影響は社会的に無視しうるほど小さいといえることを重視し、自然放射線からの年実効線量が〇・一レムであり、その地域格差の幅も約〇・一レムであることから、一年間につき〇・一レムと定めたものと解されるのであって、致死がんの確率係数から直ちに公衆に対する許容線量を導いているものではない。したがって、ＤＳ八六による広島、長崎原爆被曝者の被曝線量の再評価の結果によって、直ちに右勧告値が不当になるものではないというべきである。また、乙ロ一によれば、ＩＣＲＰは、一九九〇（平成二）年の勧告に際して、前回の一九七七（昭和五二）年の勧告以降の新知見を調査、検討しており、ＤＳ八六に基づく新たなリスク推定値に関する論文（前記のプレストン、ピアスの論文「原爆被曝者の線量推定方式の改訂によるがん死亡リスク推定値への影響」も含む。）を検討したほか、ＢＥＩＲのＢＥＩＲ―Ｖ報告書、ＵＮＳＣＥＡＲのリスク推定値も検討した上で、放射線誘発がんに関する死亡のリスク係数を見直し、従来の一レム当たり約一万分の一から一レム当たり約一万分の五に引き上げたこと、しかし、作業者に対する許容線量については、従来の一年間につき五レムであったのを、五年平均で一年間につき二レム（ただし、いずれの一年間においても五レムを限度とする。）と改めたものの、公衆に対する許容線量の勧告値については一九八五（昭和六〇）年のパリ声明における一年間につき〇・一レムを更に引き下げる必要はないとしたことが認められ、ＩＣＲＰは、原告らの主張に沿う見解及びこれらに対する批判も考慮した上で勧告を行っているものと認められる。
（３）　「正当化」と経済性について
原告らは、ＩＣＲＰの勧告は、放射線被曝を伴う行為について「正当化」、すなわち行為によって被曝する個人又は社会に対して、それが引き起こす放射線被害を相殺するのに十分な便益を生むことを要求しているが、これは侵害される人の生命、身体と放射線被曝を伴う行為により得られる利益とを金銭的に評価して比較す
る考え方であって、企業の利益
を偏重する不合理な要件である旨主張する。
この点、乙ロ一によれば、ＩＣＲＰの勧告は、放射線被曝を伴う行為について「正当化」を要求しており、「正当化」とは、当該行為によって被曝する個人又は社会に対して、それが引き起こす放射線被害を相殺するのに十分な便益を生むこと、すなわち当該行為の正味便益がプラスであることとしていることが認められる。しかし、同勧告では、更に、行為の「昀適化」を要求し、その過程で、社会において便益を享受する者と損害を受ける者とが同じ獅分布を示すことはなく、不公平を生じることとなるので、この不公平を制限するために、個人に対する線量拘束値を設けるとし、これに基づき、公衆に対する許容線量の勧告がされていることが認められる。したがって、ＩＣＲＰの勧告が、人の生命、身体よりも企業の利益すなわち放射線被曝を伴う行為を優先する考え方であるとはいえない。また、右（２）のとおり、ＩＣＲＰの公衆に対する許容線量の勧告は、致死がんの確率係数に加えて、一年間につき〇・五レム以下の継続した被曝の影響について、年齢別死亡率の変化が非常に小さいというデータが得られていること、自然放射線による線量と同等の線量であれば、その影響は社会的に無視しうるほど小さいといえることを重視し、自然放射線からの年実効線量が〇・一レムであり、その地域格差の幅も約〇・一レムであることから、一年間につき〇・一レムと定めたものと解されるのであって、右勧告値は、「正当化」を量的に評価して定められたもの
でもない
（４）　線量目標値に関する指針について
なお、前記（二、１、（二）、（５））のとおり、「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針について」において、放射性希ガスからのガンマ線による全身被曝線量及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被曝線量の合計値については年間〇・〇〇五レム、放射性よう素に起因する甲状腺被曝線量については年間〇・〇一五レムとの線量目標値が定められているが、右指針で定められた線量値は、ＡＬＡＲＡの考え方を具体化した目標値であるから、実効線量当量限度に関する一ＣＲＰの勧告の妥当性を左右するものではない。
（四）　まとめ


右認定のとおり、ＩＣＲＰの勧告値が不当であるとする原告らの主張に沿う見解もみられるが、これらの見解にはそれぞれ専門家による批判等が存在すること、ＩＣＲＰの勧告値は、自然放射線による線量と同等の線量であれば、その影響は社会的に無視しうるほど小さいことに重要な根拠を置してレることに加え、ＩＣＲＰの組織、性格、活動等の事実に照らせば、ＩＣＲＰは、現在も、各種の研究結果の検討を続けており、原告らの主張に沿う見解及びこれらに対する批判も考慮した上で勧告を行っているとみられるのであって、ＩＣＲＰの勧告値の合理性を否定することはできないというべきである。したがって、ＩＣＲＰの勧告値を放射線被曝による人の生命、身体に対する危険性を社会的に無視し得る程度に小さく保つための基準として用いることは、ＡＬＡＲＡの考え方の要件と共に用いる限りにおいては、合理的なものというべきであり、原告らのこの点についての主張は理由がない。
２線量評価指針について
（一）　濃縮係数について
原告らは、「線量評価指針」の示す被曝線量評価に用いる濃縮係数は、仮定的なものであり、これに基づいた被曝線量評価は現実性がない旨主張する。しかし、乙四・八〇頁及び乙一六・九―五―二〇、二六頁によれば、右濃縮係数の値は、ＵＣＲＬ（カリフォルニア大学の放射線研究所）の報告書に基づくものであること、右報告書の濃縮係数の報告値は、海産生物の食用部分に対する安定元素（放射性崩壊をしない元素）の濃度測定値を広く文献から求め、これを取りまとめて代表的な値を算出したものであり、また、右報告書においては、フィールドで観察された放射性核種の濃縮係数と安定元素の濃度から求めた濃縮係数とを対比し、両者が一致することを確認したことが認められる。
したがって、「線量評価指針」の濃縮係数は十分信頼できるものということができるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　海産物摂取量について
原告らは、「線量評価指針」が、海産物摂取量について、周辺住民の中でも標準的なものを対象とし、極端な摂取をする極めて少数の住民を対象としていないのは、安全側に立った評価とはいえないと主張する。
しかし、原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被曝線量評価は、被曝低減対策が講じられていることを前提として、その妥当性を確認するために、原子炉施設の通常運転時に周辺環境に放出される放射性物質による一般公衆の被曝線量が、「許容被曝線量等を定める件」の定める「公衆の許容被曝線量」を十分下回るのみなら
ず、ＡＬＡＲＡの考え方に基づき、これ
を十分に下回るように設計されていることを確認するために行うものである。右評価の目的に照らせば、「線量評価指針」が、食物摂取による被曝線量の評価を、現実に存在する被曝経路について、集落における各年齢グループの食生活の態様等が標準的である人を対象として行うこととしていることは合理的であるというべきであり、また、前記（一、３、（一）及び同（二）、（１））のとおり、本件原子炉施設の平常運転に伴う周辺公衆の被曝線量評価においては、保守的な評価条件を置いているのであるから、これに加えて、原告らの主張するようにあえて特殊な食生活を送る周辺公衆を対象とする理由はないというべきである。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　放射性液体廃棄物による外部被曝について
原告らは、「線量評価指針」が放射性液体廃棄物による外部被曝線量評価を行うこととしていないのは過小評価であると主張する。
しかし、乙四・八二頁によれば、「線量評価指針」は、外部被曝経路として、液体廃棄物中の放射性物質に起因する海水浴、ボート遊び中等に受ける外部全身被曝等も考えられるが、これらは、海産物摂取による被曝経路からのものに比べ、一桁以上小さい寄与しか与えないことから、被曝線量評価の対象として考慮する必要はないとしていることが認められ、これに反する証拠はないから、右外部被曝の評価を行わないことが、右（二）の原子炉施設の平常運転時における周辺公衆の被曝線量評価の目的に照らして不合理であるとはいえない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
３　気体廃棄物の評価について
（一）　燃料被覆管の欠損率について
原告らは、評価条件として、燃料被覆管の欠損率（欠陥率）を一パーセントとする根拠はない旨主張する。
しかし、前記（一、２、（一）、（２）、（イ））及び後記（第五、三、２、（三））のとおり、本件原子炉施設の燃料被覆管は健全性が維持され得る。さらに、これに加え、乙一六・八―九―八頁、九頁、一六頁、四二頁によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設には、燃料の破損の発生及び破損燃料の存在位置を検知し得る破損燃料検出装置が設置され、かつ、燃料破損時に設定値を超えると、炉心を保護するため「破損燃料検出」の原子炉トリップ信号が自動的に発せられ、原子炉は緊急停止する設計になっていることを確認したことが認められる。そうすると、燃料被覆管の欠陥率が一パーセントの状態（これは、乙一六・八―三―一六頁によれば、燃料要素約三万三〇〇〇本のうちの約三三〇本が破損した状態に当たる。）で運転されるということは、ほとんど起こり得ないということができ、右評価条件は十分保守的であるといえる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（二）　粒子状放射性物質について
原告らは、気体廃棄物中に存在するコバルト六〇、マンガン五四、ストロンチウム九〇、セシウム一三七等の粒子状放射性物質を評価していないのは不当である旨主張する。
しかし、乙イ六九によれば、右核種は、原子炉施設の平常運転時の気体廃棄物中にはほとんど存在しないことが認められるから、被曝評価に与える影響は小さいものと認められる。したがって、右核種の評価を行わないことが、原子炉施設の平常運転時における周辺公衆の被曝線量評価の目的に照らして不合理であるとはいえない。
なお、乙一六・九―四―一二頁、一八頁、九―五―六ないし八頁によれば、液体廃棄物による被曝評価においては、右核種は、その放出及び放出経路が評価された上で考慮されていることが認められる。
（三）　希ガスの放出回数について
原告らは、原子炉格納施設の換気による希ガスの放出回数を年間一〇回とする根拠はない旨主張する。


しかし、乙一六・八―一四―三頁によれば、右換気は、原子炉停止時に被告の従業員が原子炉格納容器内に立ち入る際にされるものであることが認められるところ、前記（一、３、（一）、（１）、（ロ）、（ｂ））のとおり、本件安全審査においては、右換気回数は、先行軽水炉の昀近の運転実績等を参考にして想定したものであることを確認している。また、弁論の全趣旨によれば、我が国の原子力発電所の年間停止回数の平均値は二回未満であることが認められる。そうすると、右評価条件は十分保守的ということができ、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（四）計算過程について
原告らは、①気体廃棄物中の希ガスによる全身被曝線量評価は、適切な現地実験を行わずに、パスキル拡散式を用いて計算していること、②大気中の濃度計算では、風がほとんどない静穏時の拡散を有風時に置き換えて計算していることなど、計算過程に問題があり不当である旨主張する。
しかし、乙四・一二六頁、一二七頁、一三七ないし一三九頁、一四六頁によれば、右線量評価は、「気象指針」に準拠したものであることが認められる。
そして、乙四・一四六頁によれば、「気象指針」が静穏時の風速を秒速〇・五メートルとして有風時の拡散式を適用することとしているのは、静穏時に適用できる適切な拡散式が現在存在しないところ、一般的に静穏時とされている場合でも、感度のよい風速計で見ると秒速〇・五メートル以上の風速を示していることが多く、静穏時においても大気による拡散希釈は行われているものと考えられる上、静穏時における放射性雲からのガンマ線被曝も極端に高い観測値が得られていないことによるものであることが認められ、右拡散式に特段不合棚理な点は認められない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
４　液体廃棄物の評価について
原告らは、放射性液体廃棄物の年間放出量について、①共通保修設備廃液の二〇パーセントが処理後再使用しないまま放出されるとしていること、②液体廃棄物中の放出核種とその構成比、③トリチウムの放出量を二五〇キュリーとしていることの三点は、根拠がなく恣意的である旨主張する。
しかし、①については、乙一六・九―四―一一頁、一二頁によれば、本件安全審査においては、そもそも共通保修設備廃液は、蒸発濃縮後、濃縮廃液は固体廃棄物として処理し、蒸留水は脱塩塔で更に浄化した後、原則として再使用されることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、その二〇パーセントが放出されるとした評価条件は十分保守的ということができる。②については、乙一六・九―四―一二頁、二三頁によれば、本件安全審査においては、燃料被覆管の欠陥率一パーセント等の条件を前提に、各種放射性廃棄物処理設備の性能等を考慮した上で核種と構成比が算定されていることを確認したことが認められ、これを不合理とする証拠はない。③については、前記（一、３、（一）、（２）、（ロ））のとおり、本件安全審査においては、海外の高速炉の実状を参考にして設定されていることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
５　プルトニウムについて
原告らは、本件原子炉施設において燃料として用いられているプルトニウム（プルトニウム二三九。以下同じ。）は、放射性物質の中で昀も毒性の強い物質であり、これを十分管理することはできないから、本件原子炉施設の安全性は確保されない旨主張する。
しかし、前記（第六章第二、一）のとおり、原子炉施設の安全性の確保とは、原子炉施設の有する潜在的危険性を顕在化させないよう、放射性物質の環境への放出を可及的に少なくし、これによる災害発生の危険性を社会通念上容認できる水準以下に保つことであるから、本件原子炉施設においてこれが満たされている限り、本件原子炉施設の安全性は確保されているということができる。したがって、本件原子炉施設において燃料としてプルトニウムを用いているということだけで、本件原子炉施設の安全性が確保されないということはできない。ところで、プルトニウムは、①天然には存在しない人工放射性核種である、②アルファ線放射性核種であり、比放射能（単位質量あたりの放射能）がウラン二三五より高い、③半減期が二万四一〇〇年と長いという特徴を有することは当事者間に争いがない。
しかし、前記（第六章第一、二、２）のとおり、放射線には、アルファ線、ベータ線、中性子線、ガンマ線、エックス線といった種類があるが、右種別のほかに人工放射性核種の放射線と自然放射性核種の放射線とで違い那あるという証拠はない。そして、乙ロ三によれば、放射線の種類の相違による人体に与える影響の相違は、被曝の影響を全ての放射線に共通する尺度で評価するために用いられる線量当量（単位はレム又はシーベルト）を定めるに当たって、吸収線量及び生体の組織による相違と共に考慮されていることが認められる。
また、右のとおり線量当量は吸収線量を考慮に入れた単位であるところ、前記（第六章第一、二、４）のとおり、吸収線量（単位はラド又はグレイ）とは、照射された放射線が物質に当たった時に、その物質にそのエネルギーが吸収される量であるから、放射線の照射量を決定する要素として半減期の長さも考慮されているということができる。
そうすると、原子炉施設の安全性が確保されているか否かを判断するためには、右線量当量を単位として放射性物質の環境への放出量を評価し、その影響がこれを無視することができる程度まで低いか否かを問題とすれば足り、それ以上に、プルトニウムが人工放射性核種であること、アルファ放射性核種であることや半減期の長さを独立に評価する必要はない。
なお、②の点については、乙ロ一八によれば、プ
ルトニウムの比放射能は、ウラン二三五と比べれば高いが、天然に存在するラジウム、ラドンのそれよりは低いから、プルトニウムだけが特別に危険であるとはいえない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
四　当裁判所の判断
以上によれば、本件原子炉施設は、平常運転時における公衆の被曝線量を十分低く抑えることができ、これによる原告らの生命、身体への影響は無視しうるほど小さいと認められるから、本件原子炉施設の平常運転時において、原告らの生命、身体に被害が及ぶ具体的な危険性があるとは認められない。
第五　本件原子炉施設の事故防止に係る安全確保対策
一　本件安全審査の内容
乙七ないし一〇、乙一四の一ないし三、乙一六、乙二二、乙二三及び乙イ六並びに弁論の全趣旨によれば、本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全確保対策についての本件安全審査の内容について、次のとおりと認められる。
１　審査基準及び審査方針


本件安全審査においては、「評価の考え方」、「気象指針」、「プルトニウムに関するめやす線量について」に基づき、「安全設計審査指針」、「安全評価指針」、「線量評価指針」等を参考として、本件原子炉施設がその基本設計ないし基本的設計方針において、多重防護の考え方に従って、各種の事故防止対策が講じられ、安全が確保されるか否かを判断するものとし、次の事項について審査した。
（一）　異常発生防止対策
所要の異常発生防止対策が講じられているか否かを判断するため、原子炉が安定した運転を維持し得るか否か、燃料被覆管や原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの各々の健全性が確保されるか否か、次の事項について審査した。
（１）　原子炉の運転が安定した状態に維持されるために、原子炉のすべての運転範囲で固有の負の反応度フィードバック特性を有する設計であると共に、燃料被覆管や原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリの各々の健全性を確保するために必要な諸変数が、適切な範囲に維持され、かつ、監視できる設計であるか否か。
（２）　燃料被覆管の健全性が確保されるために、①燃料ペレットの過度の膨張、②熱応力や燃料被覆管内に生成する気体状核分裂生成物の圧力、③燃料被覆管を冷却する能力の低下、④一次冷却材中の不純物等に起因する化学的腐食、⑤燃料集合体の変形や損傷に対して、いずれも燃料被覆管が損傷しないように配慮されているか否か。
（３）　原子炉冷却材バウンダリの健全性が確保されるために、①熱的過渡変化等に対して、②原子炉容器については中性子の照射に対して、③一次冷却材中の不純物等に起因する化学的腐食に対して、いずれも原子炉冷却材バウンダリが損傷しないように配慮されているか否か、また、原子炉カバーガス等のバウンダリの健全性が確保されるために、①十分な強度を有するように設計され、②カバーガス中の不純物に起因する化学的腐食に対して損傷しないように配慮されているか否か。
（二）　異常拡大防止対策
所要の異常拡大防止対策が講じられているか否かを判断するため、次の事項について審査した。
（１）　仮に何らかの異常が発生した場合にも、所要の措置が採れるように、その異常の発生を確実に検知し得る設計であるか否か。
（２）　何らかの異常が発生した場合に、その異常が拡大したり、更には、放射性物質が環境へ異常に放出するおそれのある事態に発展することを未然に防止するために、原子炉を速やかに停止し、原子炉が緊急停止した後も炉心を冷却することができるように対策が講じられているか否か。
（３）　安全保護設備が、その機能を確実に発揮できるように信頼性が確保され得る設計であるか否か。
（三）　放射性物質異常放出防止対策
所要の放射性物質異常放出防止対策が講じられているか否かを判断するため、右（一）及び（二）の対策にもかかわらず、仮に放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態が発生した場合においても、なお放射性物質の環境への異常な放出という結果を防止することができるか否かを判断するため、次の事項について審査した。
（１）　原子炉施設の破損、故障等に起因して、原子炉内の燃料の破損等による多量の放射性物質の放散の可能性がある場合に、これらを抑制又は防止するための機能を備えるよう設計された施設（工学的安全施設）が設置されているか否か。（２）　工学的安全施設が、その機能を確実に発揮できるように、信頼性が確保され得る設計であるか否か。
（四）　事故等の解析評価
以上（一）ないし（三）を踏まえた上で、右事故防止対策に係る安全設計について、通常運転時を超える異常状態を具体的に想定し、それらの事象に対して本件原子炉施設における事故防止対策に係る安全機能が適切に確保され得ることを確認す
るため、「評価の考え方」、「立地審査指針
」等に基づき、「安全評価指針」等を参考とし、ＬＭＦＢＲの特徴を考慮して、次の目的でされた「運転時の異常な過渡変化」、「事故」及び「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価の妥当性を審査した。（１）　「運転時の異常な過渡変化」は、本件原子炉の通常運転時において何らかの外乱が加わった時点で、あえて制御されずに放置されるものと仮定した場合に、燃料被覆管又は原子炉冷却材バウンダリに過度の損傷をもたらす可能性のある事象であり、右事象が仮に発生したものと想定した場合の解析評価により、右異常な過渡変化が安定して終止すること及び燃料被覆管及び原子炉冷却材バウンダリの健全性を確保するために設置された安全保護設備等の設計の妥当性を総合的に確認する。
（２）　「事故」は、「運転時の異常な過渡変化」を超える異常な状態であって、発生頻度は小さいが、万一、発生した場合には本件原子炉施設から環境へ放射性物質を異常に放出するおそれがある事象であり、右事故が仮に発生したものと想定した場合の解析評価により、事故の拡大を防止し、放射性物質が環境へ異常に放出されることを抑止するために設置された工学的安全施設等の設計の妥当性を総合的に確認する。
（３）　「技術的には起こるとは考えられない事象」は、ＬＭＦＢＲの運転実績が僅少であることから、発生頻度は無視し得るほど極めて低いが、その結果が重大であると想定される事象であり、右事象が仮に発生したものと想定した場合の解析評価により、その起因となる事象とこれに続く事象経過に対する防止対策との関連において、放射性物質の放散が適切に抑制されることを確認する。
２　異常発生防止対策
（一）　原子炉の安定した運転の維持
本件安全審査においては、燃料被覆管及び原子炉バウンダリの各健全性を十分余裕を持って確保するためには、原子炉の運転を安定した状態に維持することが必要であるとして、本件原子炉施設が、①その本来の性質として、安定に制御し得る性質を有する設計とされているか否か（原子炉の自己制御性）、②原子炉出力、冷却材流量、給水流量、主蒸気温度及び主蒸気圧カを安定して制御することのできる設備を有するか否か（原子炉制御設備）を審査した。
（１）　原子炉の自己制御性
（イ）　原子炉の安定した運転を維持するためには、原子炉出力が上昇すると、原子炉固有の特性として出力が抑制される性質（負の反応度フィードバック特性、出力抑制効果）を有するように炉心が設計されていることが必要である。