（２）　即ち燃焼実験（Ⅱ）で
は、合計四三本の温度計が配置されているが、そのうち四一本はクロメル・アルメル型で測定範囲は〇～一〇〇〇度である。一本は白金・ロジウム型で測定範囲は〇～一六〇〇度、昀後の一本はタングステン・レニウム型で測定範囲は四〇〇～二三〇〇度となっている（福井県原子力環境安全管理協議会への資料）。鉄の融点は約一五〇〇度である。そして、鉄製のダクトやグレーチングが溶けてしまった原因を知ろうとしているのであるから、少なくともダクトやグレーチングに配置する温度計の場合、昀高でも一〇〇〇度までしか計れない温度計では意味がない。それにもかかわらず、グレーチングや漏えい直下のライナにもクロメル・アルメル型の温度計が設置されていたため、それらはいずれも実験途中で破損してしまっている（動燃第五報、乙イ・一〇・Ⅱ―二―三八には「熱電対の破損」との記載がある。また科学技術庁第三報、乙イ・一三・参―二二では「燃焼実験Ⅱ、グレーチング上面温度」の約三〇分経過した時点で温度が二〇〇〇度を超え、測定値が得られていない）。また、床ライナには、白金・ロジウム型の温度計も設置されていたが、何故かそれは漏洩直下から七五〇ミリメートル離れた場所に設置されていた。さらに、グレーチングには、二三〇〇度まで計測できるはずであったタンゲステン・レニウム型の温度計も設置されていたが、その温度計は「実験初期の段階で計測不能になった」とのことで、そのデータは公表されていない。
（３）　要するに本件ナトリウム火災事故および燃焼実験ⅠおよびⅡにおいて高温領域の温度値は正確に測定も推定もされていない。従って本件ナトリウム火災事故の原因解明の基礎となる各部所の温度すら不明というのが現実なのである。（四）　床ライナの損傷・貫通は「もんじゅ」でも起こりうる（１）　科学技術庁第三次報告書は、燃焼実験Ⅱにおいて床ライナに穴があいてしまった原因は、燃焼実験Ⅱの実験セル（容積約一七〇立方メートル）が、実際の「もんじゅ」事故が起こった主配管室（容積約二三〇〇立方メートル）に比べて容積が狭く、ナトリウム燃焼による温度上昇が激しかった、そのため、壁のコンクリートから多量の水分が放出され、それが水酸化ナトリウムを生んで、床ライナを損傷させたという。しかし、「もんじゅ」の二次系ナトリウム配管が設置されているのは主配管室だけでない。蒸発器室（容積約四七〇立方メートル）、過熱器室をふくめて多くの部屋があり、それらの部屋は小さなコンパートメントに分けられていて、容積が狭い。そのような場所で、ナトリウム漏えいが発生すれば、本件事故に比べて室温が高くなることは避けられないし、必然的に壁のコンクリートからの水分放出量も多くなってしまう。いずれにせよ室温と湿度（本件ナトリウム火災事故は一二月という低温環境下の条件で発生したため、低温と低湿度という事故の拡大を防止する自然条件の下支えがあった）の条件によっては、本件ナトリウム火災事故以上の温度上昇とコンクリートからの水分放出も十分予想される（甲イ・三三三）。
従って科学技術庁第三次報告書の主張に従うかぎり、「もんじゅ」でも床ライナに穴があくという結論は必然である。
（２）　要するに本件事故そして燃焼実験を受けてもっとも大切なことは、「もんじゅ」の床ライナでも穴があくのか、あかないのかということである。すでにテレビでも報道されているように、動燃ではその点を現在解析中で、「もんじゅ」のＰ１５所長は穴があきそうなら穴があかないような床ライナにすればいいと言っている（日本テレビ、一九九七・二・二二）が、これは動燃自身、床ライナの破損が「もんじゅ」起こりうることを認めたものである。
そして原子力安全委員会委員長のＰ１２も以下のとおり証言して「もんじゅ」で床ライナが貫通する可能性を認めるに至ったのである。「端的にお伺いしますけれども、このもんじゅで同様の事態が起こってライナに穴が開くという可能性はあったんでしょうか。
この燃焼実験Ⅱが示したのは、条件によってはああいうことも起こるということを明確にしたわけでございます。ただ、現在のところ、どういう条件がどのような組合せになったときに腐食がどれだけ進むのかというところまでは、まだ調べがついてございません。しかしながら、燃焼実験Ⅱの状況を見ますと、実際のもんじゅのプラントで、そういう燃焼実験Ⅱとおなじような条件が現れる可能性は、私はそれほど高いものではないと思っておりまずけれども、これは先ほど申しましたように、どういう条件がどういう組合せでそういうことになるかということがきちんと解明されておりませんから、確かなことは申しあげられません。可能性としてはあるというふうにお伺いしてよろしいですか。可能性としては、少なくとも否定はできません。」（Ｐ１２証人・二七回・七三～七四頁）
その「可能性」は、「それほど高いものではない」どころか、被告動燃は計算によって、現実に起こりうることを明らかにしている（第六章、五、７項参照）。
５　まとめ
（一）　燃焼実験Ⅱにおいては床ライナに穴があいたし、本件ナトリウム火災事故においても床ライナに減肉が生じた。これらの現象は、いずれも起こるまでは予測されていなかった。しかし、実際に稼働する原子力施設では、起きてしまってはじめてわかるということでは決定的に困るのである。そのためにこそ、安全審査を行い、安全性に関する見落としがないように配慮していると国は言い続けてきた。今回の事故とその後の一連の実験は、そうした国の主張が建前でしがなかったことを示した。
（二）　前記のとおり安全審査においては、一五〇トンものナトリウムが漏えいして、床ライナの温度は五三〇度にも達しないと評価されていたのであった。その評価に使われた仮定条件は、事故が起きた現在から見れば、まことに馬鹿げたものでしかない。さらに、度重なるナトリウム燃焼実験などを経ても、ナトリウムが鉄と反応するという知見はまったく得られず、安全審査を含め事故が起きてしまうまでは、まったく考慮すらされなかったのであった。しかし、実際には、わずか一トンに満たないナトリウムが漏洩しただけで、科学技術庁第三次報告書でも、床ライナ温度は、七〇〇～七五〇度（二一頁）になったと言われ、「予期せぬ」化学反応によって、腐食、減肉していたのである。
そして本件ナトリウム火災事故および燃焼実験Ⅱを受けて、今日では原子力安全委員会もナトリウム漏洩による床ライナの貫通という事態の発生を否定することができなくなっている。
（三）　本件ナトリウム火災事故が安全審査の段階で全く想定されなかったことについて原子力安全委員会は次のように述べており（乙イ・一二）、自己の無知による責任を、少なくとも否定はしないようである。
（１）　当時の安全審査においては、室の床全面にナトリウムが溜まって床ライナが全面加熱されることが昀も厳しい条件と考えられており、局所的な燃焼については議論が行われていなかった。
（２）　燃焼実験Ⅱは、鉄が燃焼ナトリウムによって損傷する場合があること、ナトリウムの燃焼状態に酸素の供給状況が強く影響することを示唆する結果となった。したがって、今回の事故の状況と燃焼実験Ⅱの状況との間にどれだけの隔たりがあるかを知る必要がある。


（３）　今回の事故及び燃焼実験Ⅱの結果から鉄、ナトリウム及び酸素が関与する界面反応が問題となっている。一般に酸化物の反応の研究は、熱力学的研究や状態図研究に関しては様々な分野において古くから行われてきたものの、鉄、ナトリウム及び酸素が関与する界面反応に関しては十分な知見の蓄積はなく、高速炉分野においてナトリウム漏えい燃焼時に、燃焼ナトリウムと接触した鉄が酸素の存在のもとに、鉄の融点以下で損傷し得るという知見と問題意識はなかった。（４）　原子力安全委員会が行った安全審査（ダブルチェック）では、二次系ナトリウムの漏えいが建屋等に及ぼす影響について、大漏えいの場合のナトリウム燃焼による内圧上昇がもっとも厳しい事象になるとして評価を行っている。一方、今回の事故のように空調ダクトを閉止しない局所的なナトリウム燃焼では、床ライナ温度が局所的に設計温度を上回る場合があり得ることが示された。安全審査においては、局所的なナトリウム燃焼について議論が行われていなかった（原子力安全委員会第一報・乙イ・一二・三二頁）。
（四）　しかし右の原子力安全委員会報告を額面どおり理解し、同委員会の免責の弁明をそのまま許諾することはできない。なぜなら被告動燃の報告書（乙イ・一〇）でも引用されているとおり（第五報・Ⅱ―二―二三）、ナトリウム（水酸化ナトリウム、酸化ナトリウム、過酸化ナトリウム）と鉄との作用における減肉速度評価線の温度依存性については、既に一九七〇年代に一応の知見が得られており、仮に被告国がこ肌を知らずに本件安全審査を行なったのであればその無知は重大かつ明白な違法事由である。また万一、右知見を得ていたにもかかわらず、これを本件安全審査に反映しなかったのであれば（例えば、二次系の安全性の軽視あるいは経済的理由による右知見の無視）、被告国には故意の違法事由が生ずるものと言わざるをえない。
（五）　以上のとおり、本件許可申請で想定していた事故は本件ナトリウム火災事故と全く異なるし、原子力安全委員会は、「二次系ナトリウムの漏洩防止および漏洩後の対策の基本設計ないし基本的設計方針については安全審査の対象であり、従って原子力安全委員会の責務の範囲内にある」（乙イ・一二・二四頁）ことを認めている。そして本件ナトリウム火災事故が右の意味で安全審査町の対象となる事故
（＝設計基準
事故）であることに争いはなく、その事故の想定に誤りがあり、かつ現に発生した本件ナトリウム火災事故が安全審査を超える内容を持っていたこと（換言すれば、本件の安全審査に包絡されず、想定もされなかったこと）からすれば、本件許可処分には重大かつ明白な違法があり、無効であるから、「もんじゅ」の運転は差止められなければならない。
九　「設計基準事故」の安全解析は、想定していた大漏洩事故でも破綻した１　フランスの高速増殖炉案証炉スーパーフェニックスの教訓（一）　フランスの産業貿易畜一原子力施設安全局（以下、ＤＳＩＮ）は、一九九二年六月一六日付けでスーパーフェニックスの安全性に糊する審査結果についての報告書を公表した（当時のＤＳＩＮの局長である）ミシェル・ラヴェリーの名前をとって、通称「ラヴエリー報告」と言われている。甲イ・一八二の一および二）。そしてこのラヴエリー報告は同年八月二一日までに、被告動燃の「もんじゅ建設所技術開発部」ほかによって日本語に訳出され（甲イ・一八二の一・表紙参照）、被告らはこれを入手し、検討していた。
（二）　ラヴエリー報告は、一九八六年一二月に定格運転を開始したスーパーフェニックスが、その後、燃料貯蔵タンクの漏洩、補助系統でのナトリウム汚染などの一連の事故を起こしたこと、そしてアルメリアの太陽熱発電所がナトリウム漏洩事故によって破壊したことをふまえ、スーパーフェニックスの安全性の再審査を行なった結果をまとめたものである。
ラヴエリー報告の内容の内、本件ナトリウム火災事故との関連で特に注目すべき点は、二次系の配管が破損しナトリウムが漏洩した場合、当初の事故解析と異なる重大な事態が発生すること、つまり事故解析が安易（＝非保守的）なものであることが判明したことである（甲イ・一八二・一七頁以下）。
即ち、
（１）　スーパーフェニックスでは、「もんじゅ」と違って、二次系ナトリウム配管が完全破断する事故を「設計基準事故」として想定している。そして、「（スーパーフェニックスの）安全報告書では、「深層防護」の項目に、二次冷却系配管の完全破断の想定が検討され、その結果は安全上容認できるとされている。事業者の見直しの結果、原子炉建物内に配置される二次系部分で、採用された計算の仮定を考慮すると、この厳格な要求を満たすことができなくなっていたことが明らかにされた。
実際、このような燃
焼により放出されるエネルギーは、ナトリウムと周囲の空気の混合条件が破断時に高められると、著しく増加する。ここ数年間に実施された、特に一九八六年にアルメリア太陽熱発電所で発生したトラブルに関する試験の結果、こうした燃焼が、当初の安全報告で考慮されたような、プール燃焼（混合度が低くエネルギー放出が少ない）と呼ばれる燃焼よりもむしろ、「噴霧状」燃焼（「密に」混合し、強いエネルギーを放出する）と呼ばれる燃焼に、近いことが明らかにされた。こうした仮定に基づいて事業者が行なった計算では、二次冷却系配管の完全破断の影響が、安全上容認できるものであることを立証することはできなかった。原子炉建物の破損の危険性を、完全に排除することができなかったためである。」（甲イ・一八二・一七頁）とされ、二次系配管の完全破断が原子炉の建物の破損をもたらすことがありうることが判明した。
（２）　また、「もんじゅ」で想定されている大漏洩事故に相当する「より小規模な破損（一秒に数十キログラム）に関しては、ナトリウムの火災が各種の二次系配讐を囲むコンクリート壁に及ぼす長期的作用に対し、追加の予防策を講じなければならない。実際、現在の知識では、高温下で水素放出が起こる可能性を否定することはできない。あらゆる爆発の危険を排除できるように、このような放出の大きさを制限する必要がある。
この爆発の危険性を減じるための対策（断熱材によるコンクリート壁の保護、ナトリウム火災の影響の制限のために講じられた措置の改善など）（が必要であり、）これが開始されている。」（甲イ・一八二・一八頁）とし、「これらの措置が実際に講じられるまでの間、原子炉の出力はその定格出力の三〇％に制限する必要がある」（甲イ・一八二一一八頁）としている。
（３）　結局、「（今回の）再検討により、原子炉建物内二次系ループに驚けるナトリウム大量漏洩への対応の困難さが明らかになった。一九八五年に発表された安全報告書には、「こうした火災は、二次系ループ配管の昀大流量時における瞬時完全両端破断という極度に傑守的な仮定を考慮して解析された」と記されていた。
しかし、実際にはこの解析は根拠のない仮定の下に行われたものである。合理的に包絡された仮定をもって検討すると、二次系ギャラリーは耐えられず、原子炉建物の耐性も現時点では、保証されていないことが示されている。」（甲イ・一八二・五頁）との結論が下されている。
２　国と動燃はラヴエリー報告の警鐘を無視した。


被告の動燃と国は、ラヴエリー報告の内容を一体どのように検討したのだろう。科学技術庁原子力安全局に相当したフランスの原子力施設安全局は、解析の破綻に遭遇しながらも、「もんじゅ」では想定を避けている二次系配管の完全破断という厳しい想定を取り下げようとはしていなかった。また、「もんじゅ」で想定している大漏洩程度のより小規模な漏洩事故についても安全解析の誤りを認め、緊急事故対策を指示していた。その報告を本件ナトリウム火災事故の三年以上も前に被告動燃は翻訳までしておきながら、甘い事故想定と破綻した安全解析のまま、ひたすらに本格運転を目指していたのである。本件事故がある程度ですんだことは幸運であったと言える。
３　まとめ
右に述べたことから明らかなように、「もんじゅ」の二次冷却系配管からのナトリウム漏洩事故について、「昀も厳しい条件」であるとして被告動燃が設定し、被告国が妥当と判断した「設計基準事故」は、その想定はスーパーフェニックスよりはるかに甘く、その安全解析も信用の置けないものである。したがって、そうした「設計基準事故」によって、「もんじゅ」の二次冷却系の基本設計の妥当性を確認できたと判断した本件安全審査と、それに基づいてなされた本件許可処分には、重大かつ明白な違法があり、無効である。
一〇　本件ナトリウム火災事故における被告動燃の責任１　これまで詳述してきた本件ナトリウム火災事故における被告動燃の責任について、原子力安全委員会は以下のとおり指摘している。この指摘は原子力安全委員会自身の責任を等閑に付す無責任さを除けば、一応正当であり、原告はこれを動燃の責任原因として援用する。即ち、本件ナトリウム火災事故について原子力安全委員
会は動燃の責任を、
・「「発生」の段階においては、温度計の設計ミス、
・「拡大」の段階においては、漏えい規模の不適切な判断、・「対外対応」の段階においては、情報の不適切な取扱いという三つの重要な要因が含まれていると考える。
これらの各段階における重要な要因に関連して、以下の関連する要因及び背景を摘出した。
「温度計の設計ミス」については、このような設計を見過ごした要因として「品質保証活動の不全」がある。
「漏えい規模の不適切な判断」については、そのような判断をもたらした直接的な要因として「不適切な異常時運転手順書」があり、これらが「事故時の不適切な対応」を引き起こした。この背景には、「教育・訓練の問題」、「運転体制、技術支援体制の問題」、さらには「ナトリウム漏えい検知システムの不備」がある。
さらに、これらの技術的な要因の背景には、「技術の蓄積と継承の問題」、「新しい技術への挑戦という意識の問題」がある。
「情報の不適切な取扱い」については、関連する要因として「事故時の情報の重要性に対する認識の欠如」がある。この「情報の不適正な取扱い」は現場記録ビデオの編集等に端的に現れており、これが大きな社会的影響を引き起こした。」（乙イ・一二・九頁）と指摘している（但し、右見解は原子力安全委員会自身の責任を無視し、動燃のみに責任を転嫁する甚だ一方的で不公正なものではある）。２　本件ナトリウム火災事故は設計基準事故に該当するものとして、被告らが依拠する「基本設計」論の当否に関わるものである。その設計基準事故＝基本設計の内容について、審査権者である原子力安全委員会から右のような本質的な批判を受けた以上、動燃が「もんじゅ」の設計、建設、運転をすることができないことは余りにも明らかである。常識的にも、事故発生を防止できず、発生した事故の拡大を防止できず、さらにはその事故についての事後対応もできない事業者＝動燃が、当該事業の遂行を認められる余地はない。
３　再三述べたとおり、被告らの見解によれば、本件ナトリウム火災事故は設計基準事故に該当するもので、「基本設計」の内容となるものである。動燃は右「基本設計」の内容を実現も履行もできなかったのだから動燃を事業主体とする「もんじゅ」の運転は差止められなければならない。
一一　結論…本件ナトリウム火災事故は「もんじゅ」の危険性と「基本設計」の誤
りを現実に明らかにした
１　昀悪の事態が起こりうる
（一）　被告らは本件ナトリウム火災事故の発生にもかかわらず、①炉心冷却能力は維持され、②周辺環境への放射能の放出もなかったから、「もんじゅ」の安全性＝「基本設計」の妥当性は確保されたなどと主張する。しかし右は暴論である。被告らの主張によれば、原告は生命と引換えにしか勝訴判決を得ることができなくなるが、そのような法理が成り立つはずがない。本件ナトリウム火災事故で昀悪の事態が回避されたのは自然条件などによる僥倖に等しかったのである。本件ナトリウム火災事故に起因する昀悪の事態として証人Ｐ１６は以下のとおり証言する。
「もんじゅでもしライナに穴が開いたら、昀悪の事故として、どのような状況が考えられるかということを御説明いただけますか。
ある事故が起こったとします。かなりシビアな事故が起こったときは、幸い外へ放射能が出なかったけれども、これがもうちょっと条件が変わって、進行していたら、昀悪事態に至らなかったかどうか、こういう計算をやることは、もう今では常識になっています。今から十七、八年前の一九七九年に、アメリカのスリーマイル島というところで、初めて世界で昀大の事故が起こりましたが、そのときも放射能の漏れば少なくて済んだわけですけれども、もしも事故がもう少し進展していたら、どんなことになったかということをいろんな研究者が推定しています。そういうことで、その事故の重大性というのは客観的に評価できる、そういうことは動燃なり国は当然おやりになるべきです。それだけのお金も人材も用意しているんですから。そんなことは全然しないで、いいや、大したことなかった、放射能がでなかったら心配ないと、そんなあほなことやっている。しょうがないですから、弁護士さんのほうから、もし穴が開いたらどないになるんやと言われたので、さっきのちょうどテレビに出てきましたあの過熱器室で穴が開いたら、コンクリートとナトリウムが直接接触致しますから、そこで水素が出て爆発を起こすかもしれません。あるいは、コンクリートが、昀初に申しましたように、もろもろになりますから、蒸気発生器だとか過熱器というのは重いものですから、そんなコンクリートの上に置いたら、下がぶよぶよになったら、どさっと落ちます。どさっと落ちなくても、かしいだだけでも、それに付いている配管やらが破損する、そうすると、過熱器や蒸気発生器というのは、中に水が一杯入っているわけですから、それとナトリウムが接触すると、大爆発が起こります。そうすると、もう原子炉室にまでその影響が及ぶのは必至ですから、あとは本当に昀悪事態寸前になると思います。そういうことがどのくらいの確率で起こったかということについては、データをもっておられる動燃や国がちゃんとおやりになるべきであって、私たちは、そういう意味では、あれよりはもっと厳しい、先程のテレビでも、バルブが写っていましたけど、あれは
ドレーンをするバルブで


すから、あの上に落ちてあれが焼けただれたりしたらバルブが使えなくなりますから、ドレーンができなくなる、そうすると、もういつまでたっても配管の中でナトリウムがぐるぐる回っているという悲劇的な事態にある、それはもう本当にあの部屋で十分起こり得たわけですから、この事故を軽く見て、安全と安心は別やと、そんなのんきなことを言っている事故ではなかったと、私は思います。」　（Ｐ１６証人・四五回・一一四頁～一一六頁）
（二）　右のとおり本件ナトリウム火災事故は、「もんじゅ」の施設全体の破損」をもたらす危険性があった。
この危険性は、
（１）　本件許可処分との関係では重大かつ明白な違法事由であり、（２）　事業者＝動燃の関係では、運転の続行を不可とする違法事由である、ことが明白である。
２　何が問題なのか？
本件ナトリウム火災事故で問題とされるべきは以下の諸点である。（一）　第一に、本件ナトリウム火災事故の原因は温度計さや管の設計ミスにあると断定されているが、このミスはメーカーも事業者たる被告動燃も、そして安全審査を担当した被告国も本件ナトリウム火災事故まで発見することができなかったのである。この事実によれば、もんじゅの安全性について被告国は被告動燃に依存し、被告動燃はメーカーに任せきりにするという無責任ないし責任転嫁の構造が明らかになるのである。
第二に、右第一の無責任構造が温度計さや管の設計（ミス）のみに止まり、他の設計や施工は右三者が責任をもって対処していたという保証がどこにあるのか。換言すれば他の構造や部材にも無責任構造に基づく設計ミスが存在し、これらに起因する事故が発生する可能性を如何なる根拠によって被告らは否定できるか。被告らの一連の報告書の中のどこにも右の根拠は全く提示されていない。第三に、温度計さや管の設計ミスによる本件事故の発生は、もんじゅの危険性の端緒にすぎず本件ナトリウム火災事故とその原因はもんじゅの安全性のシステム全体が脆弱なものであることを明らかにしたものと理解されるべきである。従って本件ナトリウム火災事故を温度計さや管の破損によるナトリウム漏洩事故に限定し、その範囲内で本件事故発生を合理化しようとすることは根本的に誤っている。このような態度は第二のそして更に重大な事故をもたらすことになりかねないのである。
要するに高速増殖炉の開発技術には未だ知見を得られない、あるいは実証されていない諸問題が存在すること（例えば、本件事故についても被告らが二次系の安全性を一次系よりも軽視していたことがうかがわれ、これも事故原因の一つと考えなければならない）を被告らは自覚し、高速増殖炉の危険性について謙虚になるべきである。
（二）　いずれにせよ本件ナトリウム火災事故は、単なる二次系ナトリウムの「小規模」漏洩による特異現象などと理解されてはならず、高速増殖炉の開発技術と「もんじゅ」のシステム全体を真蟄に再考する契機としなければならないのである。しかし、被告らには、このような問題意識と誠実さを見出すことはできない。即ち本件ナトリウム火災事故は、その重大性と明白性から、１　被告動燃には事業者としての技術的能力と災害を防止する能力が欠けているこ
と、
２　被告国には安全審査を担当する者としての資質ないし技術的知見・能力および
責任感が欠けていること、
を明らかにしたのであり、現在直ちに被告らがなすべき唯一の作業は、一旦もんじゅを完全に運転停止し、廃炉の方法を研究することである。この作業を行なわず、漫然と「安全総点検」なるものを実施し、もんじゅの運転再開の機会をうかがうことなどは許されない。況んや、本件ナトリウム火災事故について「一般社会のいう『安心』と技術的観点での『安全』との間に大きな隔たりがある」（原子力安全委員会第一報、乙イ・一二・八頁）などの詭弁を用いて、原告ら住民を愚弄することは絶対に許されない。「大きな隔たり」は被告らの技術的能力ないし安全審査の能力および安全性に対する認識と高速増殖炉との間にこそ厳然と存在することを被告らは知るべきである。
第二　隠されていたイギリスＰＦＲ蒸気発生器事故と動燃高温ラプチャ実験におけ
る伝熱管大量破断
―騎し取られていたもんじゅ設置許可―
一　はじめに
１　この訴訟を通じて蒸気発生器に関し明らかになったことの要点を端的にまとめると次のとおりである。
（１）　イギリスのＰＦＲでは一九八七年に設計基準を大幅に上回る伝熱管四〇本が破断する事故が発生していた。又、この事故が大量の配管の破断に至った理由はもんじゅの安全審査では想定されていなかった高温ラプチャ現象によるものである。
（高温ラプチャ）
ナトリウム・水反応の発熱がもたらす高温が原因となって、伝熱管壁の機械的強度が低下し、蒸気発生器伝熱管が内圧によって破断する現象。従来は蒸気発生器の破断の伝播についてはウェステージという、物理的現象と腐食現象の複合した現象によるとされ、安全審査の事故解析に当たっても、ウェステージ現象を念頭に解析がなされ、安全性判断の根拠にされてきた。しかし、ＰＦＲ事故はこのような想定の前提自体が誤っていたことを示唆するものであった。（２）　ところが、本件訴訟における原告の証拠収集活動の結果、もんじゅの安全審査が進行中であった一九八一年動燃は定格出力時のもんじゅ蒸発器上部条件を模擬した伝熱管破損事故の模擬実験を行い、伝熱管二五本が高温ラプチャによって破断するという結果が発生していたことが判明した。しかし、驚くべきことに、この結果を被告動燃は科学技術庁にも、原子力安全委員会にもひた隠しに隠し通してもんじゅの設置許可を騙し取ったのである。この経過は言ってみれば、もんじゅナトリウム事故後のナトリウム燃焼実験Ⅱで床ライナーに穴が空いたが、このことを隠し通そうとするようなものであった。
（３）　このような経過は原告団・弁護団の努力によってはじめて明らかにされたのである。
２　もんじゅ蒸気発生器に関する主張と立証の流れ
もんじゅ蒸気発生器に関する本件訴訟における論争の経緯はかなり複雑な経緯をたどった。簡単に総括すれば、原告の立証と被告動燃、被告国の立証、原告の反証と被告動燃の昀終段階での「反証」、被告国の高温ラプチャ問題についての沈黙という経緯をたどった。
まず、はじめにもんじゅ原子炉の蒸気発生器の安全性に関する本件訴訟における論争の経緯、とりわけ、証人尋問をこれが実施された日時にしたがって整理しておきたい。


まず、裁判官にこの問題について判断する際に、どうしても忘れて頂きたくないことがある。それは、以下に述べるイギリスＰＦＲ事故についても、既に情報を入手していた被告動燃側は必死に事故自体を隠してきた。それに対して、直接証拠を取り寄せ、それを翻訳して裁判所に提供してきたのはすべて原告側である。また、蒸気発生器細管の定期検査用のプローブが細管にひっかかってしまったことや蒸気発生器の細管で流動不安定現象が発生したことも、被告動燃が自ら進んで公にしたものではない。いずれも動燃内部からの匿名の情報提供に基づいて、原告団が事実を公表し、これを被告動燃が追認する形で公となったのである。匿名の内部告発がなければ、このような事実は永遠に闇に葬られていたのである。ＰＦＲ事故の客観的事実を徹底して求めてきたのが原告側なのであり、これを黙殺し続けてきたのが被告側なのであった。
裁判所は本件における立証の過程をその順序に従って見て欲しい。なぜなら、蒸気発生器に関する基本的な情報が被告動燃によって秘匿され、訴訟の当初においては、論争の前提が成り立たなかったのである。
このような基本的な情報の第一が被告動燃の実施したＳＷＡＴ実験に関する情報であり、第二がイギリスＰＦＲ事故に関する情報である。とりわけ、ＳＷＡＴ実験の全体像は九九年二月二六日に被告動燃から開示された「海外出張報告」によって明らかになった。そのために、本準備書面において、蒸気発生器の安全性に関して、原告の従来の主張を大幅に整理し、一部は新たな主張も付け加えた。しかし、このような訴訟の展開となったのはひとえに被告動燃の情報の秘匿によるものであり、原告にとってはやむを得ないものであった。
（民事訴訟関係）
１　Ｐ９証人被告主尋問
二〇回　一九九二年（平成四年）一月二四日
２　Ｐ９証人原告反対尋問
二三回　一九九二年（平成五年）九月二五日
ＰＦＲ事故に関する報告書甲イ一二五号証の一提出
二四回　同年一一月二〇日
３　Ｐ１０証人原告主尋問
三〇回　一九九三年（平成五年）一二月一〇日
ＰＦＲ事故に関する報告書甲イ一八四号証提出
三一回　一九九四年（平成六年）三月四日
ＰＦＲ事故に関する報告書甲イ二一〇、二一二号証提出
４　Ｐ１０証人被告反対尋問
三二回　一九九四年（平成六年）五月一三日〈行政訴訟関係関係の立証〉
５　Ｐ６証人被告主尋問
一三回　一九九五年（平成七年）七月二六日
６　Ｐ６証人原告反対尋問
一四回　一九九五年（平成七年）九月二七日
７　Ｐ８被告主尋問
一五回　一九九五年（平成七年）一一月八日
〈一九九五年一二月八日もんじゅナトリウム漏れ、火災事故発生〉
８　Ｐ８原告反対尋問
一九回　一九九六年（平成八年）七月三日
二〇回　一九九六年（平成八年）九月二五日
〈民事訴訟関係の立証〉
９　Ｐ１０証人原告主尋問
四六回　一九九七年（平成九年）一〇月八日
反対尋問には関連質問なし
〈平成一〇年六月被告動燃準備書面一五、乙イ四三号証　Ｐ２４陳述書
同　四四号証　被告動燃作成
蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャ型破損評価手法の整備と適用」提出〉
１０　Ｐ１１証人被告主尋問および同証人原告主尋問
五〇回　一九九八年（平成一〇年）七月一五日
〈一九九八年
一一月　Ｐ１０　国会議員を通じて科学技術庁にＰＦＲ事故に関する動燃「海外出
張報告」の開示を要請〉
〈一一九九九年二月二六日　右文書開示される。その主要部分を原告から同年三月
甲イ四四三号証として提出〉
以上のような、立証経過の端的な特徴は次のように総括できる。Ｐ８証人の証言までの立証では、被告側は、動燃も国も原告申請のＰ１０証人の指摘したＰＦＲ事故に関する原告側の立証に対して、これを考慮する必要を認めず、安全審査時の判断に間違いはないと繰り返していた。このような被告側の立証の誤りについて原告側はＰ１０証人の再申請証人尋問において、完壁に反証した。ところが、被告動燃の昀後の証人であるＰ１１証人の尋問の直前に、乙イ四三、四四号証を提出し、さらに、被告動燃準備書面一五を提出してきたのである。また、同様の主張、立証は被告国側からは全くなされておらず、被告国は高温ラプチャ問題については沈黙している。
３　遂に明らかとなった驚くべき動燃の真実


一九九九年二月二六日にいたって、被告動燃が開示した海外出張報告（甲イ四四三号証）は驚くべき内容を持つものであった。結論だけをここでまとめれば、①イギリスＰＦＲの過熱器に設置されていなかったとされた急速ブローはもともとは設備されており、有効でないという理由で外されていたこと、②仮に急速ブローが設備されていても、事故の結果は大きくは異ならなかったと推定されていること、③ドイツでの実験では、管内で水の流動があるケースでも高温ラプチャが発生しており、水の流動があれば高温ラプチャは起こり得ないと言う被告動燃の主張に反する結果が出ていること、④一九八一年の被告動燃の実験ＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１６ではもんじゅの蒸発器上部の定格出力時の条件が模擬されたが、伝熱管合計二五本の高温ラプチャによる大量破断が発生した。しかし、このデータは動燃限りのものとされ、安全審査では、高温ラプチャの可能性は一切無視され、伝熱管の破断伝播の原因としてはウェステージのみが解析の対象とされたこと、⑤被告動燃が金科玉条のように引用するＳＷＡＴ―３ＲＵＮ１９実験は、ＲＵＮ１６実験の結果に驚標した被告動燃が許可処分後の一九八五年に内部的な辻棲を合わせるために、各種実験条件を大幅に条件を切り下げて実施したものであり、到底保守的な条件を設定したものとは言えないものである。にもかかわらず、この実験でも、高温ラプチャが五本発生している。
このように、この文書は被告動燃によって作成されたものであるにもかかわらず、乙イ四三、四四号証の内容の根幹を自ら否定するものだったのである。それでは、このような立証の構造を民事訴訟、行政訴訟の双方の訴訟においてどのように評価すればよいのかを以下に詳細に見ていくこととしよう。
二　蒸気発生器とは何か
まず、蒸気発生器技術の一般的性格と問題点を説明する。
１　タービンを駆動する蒸気を発生させる
小規模用途を除き、現在の発電は、水蒸気が蒸気タービンを駆動し、その回転エネルギーを電気エネルギーに変換することによって行われる。水蒸気は水（原子力界では軽水と呼ばれる）を加熱することによって生成されるが、加熱源に石油、石炭あるいは天然ガスを用いると火力発電であり、原子力（核分裂の連鎖反応）を用いると原子力発電になる。火力発電の加熱装置がボイラーであり、原子力発電の加熱装置が原子炉である。原理的には両者の違いは熱源のみであるが、原子炉には膨大な核分裂生成物（死の灰）が内包され水（一次冷却水）には常時配管等材料の放射化物が含まれていることから、熱輸送系については両者に異なるものがある。すなわち、火力発電ではボイラーで発生した水蒸気が直接タービンを駆動するのに対し、加圧水型の原子力発電では上記放射性物質の漏洩を嫌い、一次系から隔離された二次冷却水を蒸発させ、その水蒸気がタービンを駆動するようになっている。原子炉内で直接加熱された一次冷却水から二次冷却水へ熱を送る装置が、加圧水型原子力発電の蒸気発生器である（甲一九九号証一三三頁以下）。
２　ナトリウムと水の間での熱交換
冷却材は異なるが、高速増殖炉の場合も同様である。ただし、高速増殖炉の熱輸送系に対してはさらに条件が加わる。冷却材が液体金属ナトリウムであるため、蒸気発生器に破損が起こりナトリウムと水とが接触した場合の激しい反応による危険性を考慮にいれねばならない。その反応が発生しても放射性物質放出につながらないよう、「もんじゅ」では一次冷却系と水・水蒸気系との間に、非放射性ナトリウムを冷却材とする二次冷却系が、中間熱輸送系として設けられている。したがって、水・水蒸気系は三次冷却系に相当する（甲一九九号証一四四頁以下）。
３　熱交換量を大きくし、熱の損失を昀小化する
蒸気発生器が発電所の熱輸送系を構成する機
器として成立するためには、設計において二つの基本的条件を満たさなければならない。まず、熱交換量をできるだけ大きくしなければならない。そのために、伝熱面積をできるだけ大きくする必要がある。その結果、蒸気発生器は必ず、多数の長くて細い管の束で構成され、多数本の細管壁を介することによって内側液体と外側液体とで大量の熱を交換出来るようにする。二つ目は、熱交換（蒸気発生）時の熱の損失をできるだけ少なくすることである。決め手は、熱をやりとりする細管の壁厚をできるだけ薄くすることに尽きる。
（甲イ一九〇号証、七ないし一三頁、甲一九九号証一四四頁以下）
４　構造上の脆弱性こそ本質
以上の条件から一目瞭然なように、蒸気発生器とは、その本質からして極めて繊細な機器であり構造上非常に弱いものである。上記基本条件を無視し、たとえば安全上の余裕確保を目的に細管壁を厚くしても、それは発電設備としての役割を果たせないのである。蒸気発生器を安全上から見るとき、この構造上の脆弱な本質をまず踏まえておかなければならない。
（甲イ一九〇号証、七ないし一三頁、甲一九九号証一四四頁以下）
三　高速増殖炉蒸気発生器の軽水炉と比較した特徴
高速増殖炉の蒸気発生器は、設計および使用条件が加圧水型軽水炉のそれと比べ際だって苛酷である。その苛酷さを「もんじゅ」と軽水炉（加圧水型）と比較し、以下に説明する。
１　熱交換媒体の違い
軽水炉では水と水との間で熱交換するが、「もんじゅ」では液体金属ナトリウムの二次冷却材と水あるいは水蒸気の三次冷却材との間で熱交換する。もし蒸気発生器細管が破れると激しいナトリウムー水反応が起こり、衝撃的妃弔破壊力の発生、爆発性気体の水素の発生およびそれによる圧力上昇が起こり、機器を破壊する危険がある。ナトリウムー水反応の影響に対する対策が必要とされるのである（Ｐ１０三〇回三九ないし四三丁）。
２　使用温度の違い
もんじゅと軽水炉の蒸気発生器の比較を表にまとめたものを示す（図表六―二―一）。軽水炉の蒸気発生器の使用温度は昀高約三二〇℃だが、「もんじゅ」は約五〇五℃と、一八〇℃以上も高温である。そのため、使用材料に高温強度のあるものが要求される。さらに、ナトリウムは熱容量が小さく（すなわち熱しやすく冷めやすい）、軽水炉と違って材料が熱衝撃や過大な熱応力にさらされる危険があり、それに対する対策が必要である。（Ｐ
１０三〇回四三丁）。
３　伝熱管（細管）材料に求められる条件の違い


軽水炉では、主として耐食性だけ考慮した材料を選べばよいが、「もんじゅ」ではナトリウムが高温のため、耐食性と高温強度の両方が要求される。そのため、「もんじゅ」では、水が液体の状態で流れる段階と水蒸気になった後の段階に分け、前者の段階には耐食性のある材料、後者の段階には高温強度のある材料というように細管材料に異なるものを採用している。したがって、蒸気発生器として蒸発器と過熱器というほぼ同じ形状をした二つの大型機器を設けなければならない（Ｐ１０三〇回四五、四六丁）。
このことは、更に次のような困難な技術的問題を引き起こす。蒸発器には腐食に強い材料として炭素が多く含まれるクロム・モリブデン鋼が、加熱器には高温に耐えられる材料として炭素量の少ないＳＵＳステンレスが採用されている。このように、もんじゅの蒸気発生器は強度的にもギリギリのところで製作されているのである（図表六―二―二）。しかし、この両者の材料が同じナトリウム系に共存することとなる。そのために、炭素量の多い蒸発器から炭素量の少ない過熱器に炭素が移行するという「脱炭・浸炭」現象が起きてしまう。すると、それぞれの機器に必要とされていた耐食性、耐高温性が失われてしまう危険があるのである（甲イ一九九号証一五〇頁以下、Ｐ１０三〇回四五、四六丁）。
（脱炭・浸炭）
炭素含有量の多い鉄から炭素が抜けることを脱炭、炭素含有量の少ない鉄に炭素が浸透することが浸炭という。同一系の中に、炭素含有量の違う鉄が共存することによって発生する。浸炭は鋼の表面の硬化の手段としても用いられる。
４　細管壁にかかる圧力の違い
細管の内と外との圧力差が、軽水炉では約九〇気圧だが、「もんじゅ」では使用条件が約一三〇ないし一五〇気圧とはるかに大きい。当然、圧力の違いに応じて「もんじゅ」の細管壁厚は軽水炉より厚くしなければならないが、一方、壁が厚いと熱衝撃や熱応力が大きくなるため壁厚は制限されるという安全対策上の深刻なジレンマがある（Ｐ１０三〇回四四丁）。
以上に列挙した比較から、「もんじゅ」（高速増殖炉）の蒸気発生器は、使用される外的条件だけでも、軽水炉の蒸気発生器よりけた違いの技術的困難性、いいかえれば危険性を持っていることが明白である。
四　「もんじゅ」蒸気発生器の構造的脆弱性
「もんじゅ」で採
用されている蒸気発生器の設計には以下のような構造的な脆弱性が存在する。
１　形状が複雑
伝熱管（細管）の形状が軽水炉のような逆Ｕ字形でなく、ヘリカル・コイル（らせん形）になっており複雑である。一体の蒸発器または過熱器に、約一五〇本のヘリカル・コイル型伝熱管が束ねられている。
このような、形状が選ばれた理由は熱交換に優れていること、温度変化に伴う膨張収縮をよく吸収できるというメリットからである。しかし、このような複雑な形状となっていることから製作が困難であり、又、検査にも困難がある。そもそも軽水炉の蒸気発生器は既に確立した設計が存在しているが、高速増殖炉の場合は未だに試行錯誤の段階で確立した設計というものが存在しない。このことも高速増殖炉における蒸気発生器技術の困難さを物語っている（図表六―二―三、Ｐ１０三〇回五一、五二丁）。
２　溶接部がある
また、伝熱管を渦巻状にして、一本の伝熱管の全長が約八〇メートルにも及ぶため、一本の管で造ることが出来ない。溶接部のない軽水炉の伝熱管と違い、一本の伝熱管を造るのに数本の管を溶接してつなぐ必要がある。しかし、蒸気発生器における過去のナトリウム漏洩はほとんどが溶接部で発生しており（甲イ一二三号証、甲イ一一九）、高速増殖炉の蒸気発生器においては、ナトリウム中に浸されている部分に溶接個所を有しない設計とするのが基本である。そのため、多くの高速増殖炉で直管型や逆Ｕ字型などナトリウム中に溶接部分を持たない単純な伝熱管構造が採用されている。たとえば、ＣＲＢＲ、ＰＦＲ、ＳＮＲ―３００などはナトリウム中に溶接部分を持たない構造となっている。しかし、「もんじゅ」では経済性（熱伝達効率）を優先したため、あえてナトリウム中に溶接部分を持つヘリカル・コイル型が採用されている（甲イ一二〇号証三二頁、Ｐ１０三〇回五二丁）。ナトリウム中に溶接部がない設計のほうが望ましいことを被告国申請のＰ６証人も認めている（Ｐ６一四回七六丁）。なお、このことは安全工学の基本的な考えからも当然の帰結であるが、被告国申請のＰ８証人はこのような自明の事柄すらも認めず、「即答しかねる」「溶接の技術による。」などと答えている（Ｐ８一九回二六、二七丁）。このような証言にＰ８証人の証言態度が政治的で、科学的に誠実でないことが端なくも露呈されている。そして、同証人のような科学者によってなされた被告国の安全審査の空洞化した実態がもんじゅナトリウム火災事故という重大な結果をもたらした大きな要因である。
３　現実に溶接の不良が発生している。
溶接部では肉厚が他の箇所より厚くなるため、熱応力が大きくなって温度の急変時に破損の原因になり得る。さらに、溶接部の厚肉部は伝熱管検査の障害になる。実際「もんじゅ」において、伝熱管内検査機器のセンサーが溶接部で引っかかり挿入できなかった例があった。前述のようにもんじゅで採用されたヘリカルコイル型の蒸気発生器では螺旋管の細管が使用されている。螺旋管の欠点として、定期検査の際にセンサーがひっかかりやすくその挿入が困難であるということが指摘されてきた。このような指摘は被告国申請のＰ６証人もこれを認めている（Ｐ６一四回七七丁）。
一九九一年七月にもんじゅの運転前の総合機能試験の際に、定期検査用のプローブがひっかかり、プローブの方を削るという事件が発生している。プローブがひっかかった場所は細管の溶接箇所であることは被告動燃申請のＰ９証人、被告国申請のＰ８証人もこれを認めている（図表六―二―四（Ｐ９証人二五回調書添付図面）、Ｐ９二五回四一ないし四五丁、Ｐ８一九回二六丁）。溶接個所で細管の内径が狭くなりひっかかったということは、ひっかかりの原因は溶接の細管内部へのたれ込みであることを示している。Ｐ６証人もその可能性を認めている（Ｐ６一四回七七丁）。
このような溶接箇所にたれこみがあると、腐食や振動・応力集中の原因となる可能性がある。このことは被告国申請のＰ８証人もこれを認めた（Ｐ８一九回二六、二七丁）。


しかし、もんじゅの施工に当たってはこのような危険な箇所がないか科学技術庁は検査を実施していないのである。今回のナトリウム漏れ事故で配管に差し込まれた温度計の設計が全くチェックされていなかったように、細管破断事故の原因となりうる細管の溶接不良が見過ごされている可能性が高いのである。もんじゅで実際に細管の溶接不良を原因として細管の破断が起きても、動燃・科学技術庁は予想できない事態だったなどと言い訳することは絶対許されないのである。これまでに発生している蒸気発生器のリーク事故のほとんどが溶接不良個所か流体振動が原因である。従ってナトリウム中に溶接個所のない設計が望ましいことはあきらかである（甲イ一二〇　三〇頁）。
イギリスの高速増殖炉原型炉
ＰＦＲはナトリウム中に溶接個所がない構造となっている。この条件だけ取り上げればもんじゅはＰＦＲよりもより危険性が高いということとなる。４　伝熱管は薄く脆弱である。
「もんじゅ」の蒸気発生器伝熱管の厚さは、蒸発器で三・五ミリ、過熱器で三・八ミリと薄く脆弱である。蒸気発生器の細管破断事故はきわめて危険な事故であり、またその発生がさほど珍しくないという特徴を持っている。Ｐ８証人はＰＦＲ細管破断事故は特異な条件で発生したと主張したが、軽水炉ではあるが美浜原発２号機でも細管破断事故が発生している。この事故の原因は振れ止め金具の支持不足といわれている。このような状況もＰ８証人の用語法によれば当該原子炉に特異な状況に起因するものともいえる。ちなみにＰ８証人はＰＦＲ事故は「特異」と述べながら、美浜事故は「特異」なものであることを認めなかった。このような証言態度は同証人の証言が政治的な意図に左右され、科学者としての客観的なものとなっていないことを示している（Ｐ８一九回二七丁）。
事故はいずれもその時点での特異な条件で起きるので、特異だといって見ても何も言ってないことに等しい。要するに細管は脆弱であり、その破断はさまざまな原因によって十分ありうることであるという事実を直視することである。
５　流動不安定現象を引き起こしやすい
「もんじゅ」は、蒸発器、過熱器とも下降流部を有するが、このような下降流部を持つ構造は、流動不安定現象を起こしやすい（甲イ一一九（「液体金属冷却高速増殖炉用蒸気発生器の現状」一七頁第二表））。特に低流量時に危険とされている。
現に「もんじゅ」でも一九九五年五月二二日に発生し、同年九月二七日、本件公判時においてもＰ６証人の証言でも流動不安定現象であることを確認している。Ｐ６証人は高速増殖炉の蒸気発生器において流動不安定現象の防止が重大な設計上の要請であること、もんじゅでは安定運転の可能な範囲を過大に予測していたこと、弁の応答の特性の評価を誤ったこと、その結果低流量時に下降流部で沸騰を引き起こして、流動不安定現象を引き起こしたことを認めたのである。図表六―二―五はこの際の事象のシミュレーション解析であり図表六―二―六は被告動燃技術者の学会報告に掲載された「不安定現象発生状況の一例」である。両図表の示す類似性は、この現象が流動不安定現象であることを明らかに示している（Ｐ６一四回七四ないし七六丁、甲イ二二三、二二六号証五三頁）。このような流動不安定現象の危険性はこれによって細管が激しく振動することである。このような振動によって、繊細な細管が傷つき、その場所から破断に至る可能性は否定できない。もんじゅの実機で流動不安定現象を引き起こしてしまったということは、その際の振動によって蒸気発生器細管に将来の破断の原因につながるかもしれない初期欠陥を与えた可能性があるという重大な事実を意味しているのである。
（流動不安定現象）
液体が配管中を流れる際に配管中への気体の混入、もしくは突然の沸騰など何らかの理由で気体と混合して、流動が不安定化し、配管が激しく振動する現象。断水後、空気が混合した水道管が通水後に激しく振動する現象などが代表的。
五　「もんじゅ」蒸気発生器事故時の影響
「もんじゅ」の蒸気発生器伝熱管に破損が起これば、以下のように重大な影響が推定される。
１　ナトリウム・水の爆発的反応によって中間熱交換器が破壊される危険性がある。
ナトリウムと水との激しい反応による衝撃力あるいは発生した水素の高圧によって中間熱交換器が損傷する可能性がある。中間熱交換器が破壊されると、一次系と二次系との境界が破れて強放射性の一次冷却材ナトリウムが漏洩する。一次冷却材ナトリウムは、運転中に放射化されており、半減期一五時間のナトリウム二四と半減期二・二年のナトリウム二二を生成・蓄積しているため、運転停止後約一週間は死の灰並みに強い放射能を有している。その漏洩は、作業員および周辺住民被曝の原因となる（Ｐ１０三〇回四二ないし四三丁）。
２　二次冷却系機器、配管を損傷する危険性がある。
ナトリウム―水反応の衝撃力あるいは水素による高圧により二次冷却系機器または配管が損傷すれば、高温の二次冷却材ナトリウムが空中に漏れて火災を引き起こす。その時発生する大量のナトリウム化合物は微粒子となって空中を拡散して機器や屋内を汚染し、人がそれを吸入したり皮膚に触れたりすれば障害を蒙る。このことは、もんじゅナトリウム漏洩・火災事故から明らかである。３　中間熱交換器が破壊された場合、暴走事故につながる危険性がある。ナトリウム―水反応の結果中間熱交換器が損傷した場合、反応で発生した水素が破断口から一次冷却系内を通って炉心内部に入っていく恐れがある。そうなると、
「もんじゅ」の炉心が正のボイド反応度
特性を持っているために、反応度が上昇し暴走事故につながる危険性がある（「気泡通過事故」）。この危険性は、一次冷却系より二次冷却系の方が常に高圧に保たれ、かつ、事故時には発生した圧力がそれに加わるため、より可能性の高い事態である。しかし、この問題は、今まで指摘されたことがなく、安全上の解析もなされていない。中間熱交換器が破壊される事態を想定していなかったからである（Ｐ１０陳述書甲イ四四四号証）。
なお、蒸気発生器に関係した事故ではないが、一九九八年一一月、フランスの原型炉フェニックスで中間熱交換器が破損し、圧力のより高い二次系から一次系へ、大量のナトリウムが流入し、原子炉容器内に六トンものナトリウムが漏洩する事故が発生した。蒸気発生器破損事故と違ってナトリウム中に気体は含まれていなかったが、この事故は、中間熱交換器の一次系二次系間の境界が破られる可能性が現実に存在することを示している。また、原子炉を停止し、点検を行うまでこの境界が破られていることが気付かれなかったことも重大である（甲イ四三四、四四四号証）。
六　「もんじゅ」蒸気発生器における安全確保対策の不十分性１　異常防止対策は信頼できない。


被告が示した異常発生防止対策は、諸規格に適合する材料選定、設計、製作、据付、試験、検査、水質管理など品質管理や工程管理等ソフト面での対策が中心である（被告準備書面一五、平成一〇年六月一五日）。しかし、これらは単なる建前にすぎず、「もんじゅ」事故を始め、動燃のこれまでの実態から見ると信頼できるものではない。
２　異常の早期発見は不可能―水素計の限界―
影響緩和対策の基本は異常の早期発見である。その検知手段として、被告は、水漏洩率一キログラム程度まではナトリウム中水素計により早期に発見できるとしている（被告準備書面一五）。しかしながら、公開されている水素計の特性図（図表六―二―七）によると（甲イ三八三号証五六四頁）、水漏洩率が毎秒〇・一グラムから一キログラムまでの範囲では、漏洩を検知するまでに数十秒という長時間を要する。同じ特性図は、この間にウェステージ効果により他の伝熱管へ破損が伝播することを示している。
二次系のナトリウム中に水素、トリチウム（三重水素）が存在していることは今回のナトリウム火災事故の際のデータからも裏づけられる（乙イ九４―３０、３１）。この水素は炉心で発生するトリ
チウムと、水・蒸気系から蒸気発生器の伝熱管を透過してナトリウム中に入ってくるものが存在する。漏洩検知にこれほど長時間を要するのは、このようにもともとナトリウム中にバックグラウンドとして水素が存在するため、そのノイズ対策として信号の平均化処理を行うなどいくつかの特別な機能を付加させる必要があった（被告準備書面一五、四六～四七ページ）からである（甲イ四四四号証）。このことは、原告がナトリウム中水素計には限界があると主張してきたことがまさに正しかったことを示している。その結果、「もんじゅ」の水素計は、四桁にも及ぶ漏洩率の広い範囲にわたって、早期検知にはならないものである。このような検出方法では、微少な漏洩から十分時間をかけて徐々に拡大する場合ならともかく、今回の「もんじゅ」事故のように、もし昀初から中規模漏洩で始まった場合には、漏洩検知計としてまったく意味をなさない。これは、漏洩検知システムの致命的欠陥であり、早期検知の点で影響緩和対策が破綻していることは明白である。本水素計の警報に対する処置は、もともと運転員の判断によるものとされていた（甲イ一二四号証、Ｐ８（主尋問証言）一四回五四丁）。ところが、被告準備書面一五の四七～四八ページでは、毎秒〇・一グラム程度を超える漏洩時では、三基のうち二基の水素計による水素濃度の顕著な増加の検出により、自動的に蒸気発生器の緊急停止およびプラント・トリップにつながる信号を発するシステムになっている、と説明されている。この変更は、原告が主張してきた運転員の判断だけに依拠する危険性を、「もんじゅ」事故以後になって取り入れたものに他ならない。なお、漏洩率が毎秒〇・一グラム以下では相変わらず運転員の判断にまかされている。自動化の内容も、翻毎秒〇・一グラム程度を超えた時点で緊急停止につながるのではなく、さらにそこからの“顕著な増加”を検知して初めて働くものである。したがって、先に述べた時間的遅れに加え緊急停止の作動はさらに遅れることになり、他の伝熱管への破断伝播拡大防止が間に合わず、自動化が有名無実になる恐れが十分にある。
このように、水素計が使い物にならないので被告動燃では別原理の漏洩検出器が開発中であり、音響式の漏洩検知器の開発経過が、しばしば学会で報告されている（Ｐ１０四六回七三ないし七九頁、甲イ三八五号証）。
七　もんじゅ蒸気発生器細管破
断事故に関する設計基準事故と高温ラプチャ事故についての安全審査の欠落
１　設計基準事故
設計基準事故という概念は「発電用軽水型原子力施設の安全評価に関する指針」で定められている。設計基準事象は
（１）　事象が適切に選定されていること
（２）　結果が昀も厳しくなる解析条件
（３）　昀も厳しくなる初期条件
（４）　安全機能別に結果を昀も厳しくする単一故障を仮定する（５）　工学的安全施設では外部電源喪失を仮定する。（６）　スクラムでは昀大反応度価値の制御棒一本は上限のまま。（７）　解析のモデルやパラメーターは結果が厳しくなるよう定する等の条件を満たすように選定されなければならない。
２　設計基準事故選定の根拠は示されていない
もんじゅの安全審査では、蒸気発生器細管破断事故は次のような扱いを受けた。許可申請書添付書類「３・１６蒸気発生器伝熱管破損事故」において動燃事業団は伝熱管の大規模な破損を仮想した場合の原子炉施設への影響を評価している。動燃は設計基準リーク（ＤＢＬ）として、もんじゅの場合「１＋３ＤＥＧ」すなわち初期事象として蒸発器の伝熱管一本破断、破損伝播によって三本破断としている。そして、その場合の中間熱交換器にかかる圧力が設計耐圧以下であることをコンピューター解析によって確認したとされる（甲イ一九〇一一頁、甲イ一二四）。しかし、このような設計基準事故の選定そのものが妥当なものであるということを示す実験等のデータは全く示されていないのである。今回明らかになった動燃の「海外出張報告書」（甲イ四四三　三四七ページ）によれば、ＲＵＮ１９試験に関する説明中で、「高速増殖原型炉「もんじゅ」の蒸気発生器の設計基準リーク（ＤＢＬ）として、一九七〇年代半ばに１＋３ＤＥＧ（初期一本＋破損伝播による伝熱管両端ギロチン破損三本）が選定された。これは当時動燃で実施していた小リーク・ウェステージ試験データや海外との情報交換で得られた知見を基に保守的に選定したものである。」とされている。七〇年代半ばまでの破損伝播の機序としては、ウェステージしか想定しない実験をもとに設計基準事故が選定されていたのである。安全審査での昀大の課題はこのような設計基準事故の選定が保守的なものであることを検証することにあったのである。
（初期スパイク圧）
蒸気発生器細管の破断直後の水ナトリウム反応による圧力。もんじゅの場合、伝熱管の一本の瞬時両端破断に相当する水の漏洩量を仮定して解析している。
（準定常圧）
蒸気発生器細管の破断からある程度時間的に遅れて現れる、ナトリウム・水反応による水素の蓄積による圧力上昇。もんじゅの場合、伝熱管の初期の一本を入れて合計四本の両端完全破断に相当する水漏洩量を想定して解析している。
３　ＳＷＡＣＳコードについて
事故解析に使用されたＳＷＡＣＳコードは、水ナトリウム反応による水素ガスの発生量を考えて、発生圧力を模擬するコードである。


ＳＷＡＣＳコードにおける設計基準事故の事故拡大の原因、経路としては、対象とする物理現象が①水噴出過程②初期スパイク圧過程③圧力波伝播過程④準定常圧過程とされているが、前述した設計基準事故における破損伝播の程度（一プラス三）ははじめから条件として与えられている。そして、準定常圧過程での現象としてはウェステージだけが想定され、高温ラプチャが想定されていない。従って、当然のことながらこのコードによって設計基準事故の想定が妥当なものであることを根拠づけることはできないのである（甲二八八（高速増殖炉の安全解析に用いる解析コード））。
４　高温ラプチャ現象の無視
（１）　本件の安全審査では準定常圧過程としては、ウェステージだけが想定され、高温ラプチャは想定されなかった。しかし、このこと自体が大変な問題であることが本件訴訟の昀後の段階で明らかとなった。ＳＷＡＴ―３実験に高温ラプチャ実験が含まれていることが公式に明らかにされたのは乙イ四三、四四号証がはじめてである。乙イ四三、四四号証だけでは、この実験の持つ意味ははっきりしなかったが、原告側の開示要請によって明らかになった甲イ四四三号証によって、この実験の持つ意味が明確となった。
（２）　国の安全審査には動燃が安全審査が行われていた一九八一年九月二八日に実施したＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１６の実験データは提出されなかった。この実験では、定格出力時のもんじゅ蒸発器の上部条件を模擬して実験がなされたが、伝熱管九二本の内二五本が高温ラプチャを原因として破断するという信じられない結果が発生した。
甲イ四四三号証では「過去に実施したＲＵＮ１６試験では、ターゲット管として六本は水蒸気で、四八本は窒素ガスで内部加圧を行った。但し、いずれも内部は流動のない状態である。この試験の結果蒸気管の一本とガス加圧管の大部分に高温ラ
プチ
ャ型破損が発生した。上記結果は、「もんじゅ」の設計基準リーク選定の視点からも重大な問題である」とされているのである（三四八ページ）。（３）　被告動燃はＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１９で高温ラプチャは起きないことを確認したと主張する（乙イ四三、四四号証）。しかし、この主張は次のとおり失当である。
①　ＲＵＮ１９実験は一九八五年四月四日に実施されたものであり、すくなくとも、許可処分のなされた一九八三年五月二七日までには高温ラプチャの起きないことの確認は一切取れていなかったのである。にもかかわらず、被告動燃は被告国にも、原子力安全委員会にもこの実験のことを隠して許可処分を得たのであり、文字通り、この許可処分は事実を秘匿して騎し取られたものと言うほかない。②　そして、このことを被告国の立場から見れば、高温ラプチャ現象については、実験データは一切提供されていないのであるから、ＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１９実験の実験条件が保守的なものかどうかについても、一切国・原子力安全委員会は検証していないこととなるのである。なお、この実験の条件が保守的なものといえないこと次項の九項において論ずることとする。
（４）　また、甲イ四四三号証によれば日本側の「もんじゅ実証炉に係わる日本のＮａ―水反応研究」についての発表に対する質疑で次のようなやりとりがなされている。
実証炉の解析コードであるＬＥＡＰコードについて「Ｑ：ＬｅａｐコードではＯｖｅｒｈｅａｔｉｎｇと内圧ラプチャについては考えていないのか。Ａ：ＬＥＡＰコードではウェステージによる破損伝播を考えているが、二次破損孔径の推定式には、ガス封入管の内圧ラプチャのデータも含まれている。なお、オーバーヒーティングの有無を確認するために計画されたＲＵＮ―１９ではＯｖｅｒｈｅａｔｉｎｇによる高温ラプチャーは生じていない。」とのやりとりのあと、（備考）として、「この後、オーバーヒーティングに関する討議を相手側は希望している様子であったが、日本側の準備資料が不足しているためこれ以上の討議はできなかった。この重要なテーマを更に検討するためには別の機会を作り、時間と準備が必要である。」と記載されている（五四ページ）。
また、「伝熱管破損伝播現象の理論、実証的理解、材料の重要性」に関する発表については、日本側が発表でＲＵＮ１９の試験結果を説明したことに引き続く質疑
概要では、「議論
の焦点は、当初予想していた伝熱管材によるウェステージ特性の違いとは異なり、伝熱管のＯｖｅｒｈｅａｔｉｎｇ現象の有無に注がれて議論が集中したが、その結論を出すまでには至らなかった。」とされている（五五ページ）。このようなやりとりからはっきりと見えてくることは、日本側が準備した発表中のＲＵＮ１９試験で高温ラプチャが発生しないことを確認したという発表が、ＰＦＲ事故に衝撃を受けて、高温ラプチャの研究に集中しているイギリスの技術者たちの納得を得られなかったことを示している。つまり、日本における高温ラプチャに関する研究が十分なものとは認められなかったと言うことなのである。
５　被告国に対する行政訴訟に関する結論
被告国は被告動燃の行った高温ラプチャ試験ＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１６１９については、その主張において、一切触れていない。安全審査で一切審査していないのであるから、言及したくともできないのである。もんじゅにおいて、中規模から大規模のリークによって高温ラプチャが発生する可能性があることはＲＵＮ１６試験から明らかである。にもかかわらず、被告国の安全審査では、もんじゅが高温ラプチャの危険性に対して十分な安全性を備えているかどうか、全く検討も判断もなされていないのである。
このように、被告国に関する限り、このＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１６および同１９実験の存在が明らかになったことにより、それ以外のことを論ずるまでもなく、もんじゅ許可には重大かつ明白な違法があり、無効であることは明らかとなったと断言できる。
八　ＰＦＲの高温ラプチャ事故はもんじゅの設計基準事故の想定が誤りであることを示している。
１　ＰＦＲ蒸気発生器事故の経過


甲二一二号証はＰＦＲ事故について、「一九八七年二月のＰＦＲ　Ｎｏ２過熱器におけるナトリウム中漏洩事故は、稼働中の蒸気発生器でのナトリウム水反応について、テスト装置の結果とは全く違う非常に重要な情報を提供した。」としている。
ＰＦＲはイギリスにおける高速増殖炉原型炉であり、電気出力二七・二万キロワットで、もんじゅとほぼ同規模の炉である。蒸気発生器は蒸発器、過熱器、再熱器の３つの機器からなる。いずれも伝熱管の構造はＵ字管型であり、もんじゅよりは極めて単純である。構造を図表六―二―八に示す。
事故は一九八七年二月二七日午前九時四三分四八秒に発生した。炉は突然自動停
止し、圧力開放
板が破裂し、ナトリウム・水反応が発生して強い圧力が発生したことは明らかだった。
２　本件訴訟におけるＰＦＲ事故をめぐる原告の主張の要点この蒸気発生器伝熱管破断事故では、一本の瞬時完全破断（ギロチン破断）が、その後わずか八秒間に他の三九本のギロチン級破断に拡大した。原告は、Ｐ１０証人の主尋問とＰ６、Ｐ８証人の反対尋問において、原告ら自らが入手したこの事故の報告書類に基づいて次のような具体的な問題点を指摘してきた。（１）　破断した伝熱管の本数が、如何なる国の設計基準をも一桁上回っていたこ
と、
（２）　短時間で多数本に破断が伝播した原因がナトリウムー水反応の発熱による高温ラプチャーであり、高温ラプチャーが現実のプラントで大規模に発生すること
を世界の専門家が十分予想していなかったこと、
（３）　従来の模擬実験が実際の事故を十分模擬していないこと（４）　「もんじゅ」における同様の事故が起こりうること、（５）　その場合の事故の規模、破損が伝播する範囲については再現実験を行う以
外に確認の方法がないこと
を指摘してきた。
（６）　又、同じ事故が蒸発器で起こっていたら、中間熱交換器の設計限界を超え
た可能性があること
（７）　このようなより深刻な事態になっていたことが想定されるため、欧米各国
では従来の設計基準を見直す検討が行われたこと、
（８）　しかし、日本では、この事故を受けて、設計基準の見直しも、蒸気発生器細管の破断事故の再現実験も行われていないこと、を指摘し、ＰＦＲ事故の原因が解明された現在の科学技術の水準に照らして、本件許可処分には明白かつ重大な違法が認められ、また、運転の継続を認めることのできない顕著な危険性があることを主張した。
３　被告らの主張とその変遷
ところが、被告らは、当初ＰＦＲと「もんじゅ」との設計の違いを理由に、「もんじゅ」で同様の事故は起こり得ないとだけ主張し続けてきた（被告動燃準備書面一五、四一～五九頁）。その理由となる設計の違い①内筒の設計②水素計の問題③急速ブローが設置されていなかったとされる点の合計三点を挙げているが、以下に、まず被告らのこの主張に根拠がないことを説明する。なお、その後、被告らの内動燃は対応を転換し、これまで非公開としてきたＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１９試験を引用して、一九八五年の段階で既に高温ラプチャの起
きないことを確認していたとする一方で、この事故に
よって判明した知見を一部とり入れ、安全性総点検を行い、その結果、蒸気発生器細管の細管破断時の安全余裕が小さいことが判明したとして、今後弁の増設などの追加の安全対策を実施するなどとしている。しかし、右試験が高温ラプチャの起きないことを確認したものとはいえないし、その改善策は安全確保のだめ十分なものではない。このことは次項九項で項を改めて論ずることとする。
４　事故原因と破損伝播の原因
甲イ一八四号証によると昀初の細管破断の原因は、内筒に隙間があるため、ナトリウムのバイパス流が発生し、伝熱管への衝突流が生じたためであるとされている。
この事故はわずか一〇秒程度のうちに、破断した細管付近の三九本の伝熱管を破断し、更に七〇本を損傷させるという重大事故に発展した（図表六―二―九　甲イ一二五号証図六、甲イ一九〇号証図一二）。この事故拡大の原因は昀近の調査結果（甲イ一八四号証）８・３及び９（破断メカニズムの解析）によると伝熱管三九本は一〇秒以内に二次破損したもので、この二次破損原因のほとんどは、発熱反応である水ナトリウム反応による過熱であり、腐食やウェステージは重要でなかったとされるに至っている。すなわち、「破断は、腐食性の損傷に起因する特徴を示していたが、破断のメカニズムは過熱された結果物理的強度を失ったものだった。」とされているのである。
５　事故原因に関する被告の主張に対する反論
まず、被告は内筒隙間からのナトリウム流れを防止する対策のなかりたこと塞げ、同じ原因の事故はもんじゅでは発生しないとしている。しかし、昀初の一本の破断原因が内筒隙間からのナトリウムバイパス流による伝熱管の振動・摩耗＝フレッティングに起因するものであることは原告も初めから説明しているところであり、このことに関連して「もんじゅ」も同様の設計であるなどと主張しているわけではない。問題は、「もんじゅ」の設計がこの点で異なっているからと言って、それが、「もんじゅ」でギロチン破断は起こり得ないとする理由にはならないことである。先に説明したように、「もんじゅ」の伝熱管にはＰＦＲと違って事故発生の原因となりやすい多数の溶接個所があり、破断発生要因としてはＰＦＲをはるかに凌ぐものがあることは明らかである。軽水炉のケースであるが、一九九一年二月九日に美浜二号の蒸気発生器で発生した細管破断事故の場合でも破断の原因は伝熱管
の振
動、フレッティングとされており、破断個所の回りの伝熱管も減肉していた。そして、温度変化によって伸縮する伝熱管束を支持具で支える構造になっている限り、加圧水型軽水炉と同様、高速流体中で振動によりフレッチング（擦れによる減耗）が起こり得ることも自明である。事故の原因となった事象によって破断した細管の回りの細管も損傷していることは十分ありうることであり、そのことからも、ＰＦＲのような配管の大量破断事故が特異なものでないことが裏づけられる（Ｐ１０四六回七〇ないし七二頁）。
６　水素計取外しの問題


二番目に、被告はＰＦＲでは事故当時、ナトリウム中水素計が働いていなかったとして、事故発生に対する早期検知手段の不在を挙げ、もんじゅではこのような事態は避けられるとしている。確かに当初の一九八八年の報告書甲イ一二四ではＰＦＲ事故では水素計は故障していたとされていたが、一九九二年の報告書甲イ二一二、三頁では「本当の事故が発生する確率の低い割には疑似トリップ信号を発する頻度が非常に高い」とされ、取り外されていたとされている。今回原告が開示要請した「海外出張報告書」では、インターロックからもともと外されていた上に、当日は故障していたと総括されている（甲イ四四三、六一ページ）。このような被告の主張に対しては、原告は先に、「もんじゅ」の水素計の応答時間が遅く事故時の早期検知手段として有効性がないことを指摘した。ＰＦＲ事故では、昀初の一本のギロチン破断前の小漏洩の発生した時間が明確でなく、その推定幅は数時間から二、三分と非常に広い。漏洩率も毎秒〇・〇一グラムから一グラムまでと不確かさが大きい（甲イ二一二号証、七ページ）。もし、短い時間であったり、あるいは漏洩率が小さかったら、検知時間がさらに遅れることとなる。「もんじゅ」の水素計であっても、六、２で前述したようにギロチン破断にいたる前に漏洩を検知した上で必要な判断と対応をとることは困難である。また、自動的な緊急停止措置も、漏洩率自体ではなく毎秒〇・一グラム以上の漏洩率に達した後に、その後の漏洩率の増加を検知して初めて作動する仕組みでは、作動までの時間が遅れ、到底今回のＰＦＲ事故のようなギロチン破断を防止することはできない。被告の主張にはまったく根拠がないのである（甲イ四四四号証Ｐ１０陳述書）。
７　急速ブローが設置されていなかったとされる問題
Ｐ８証人はＰＦＲ事故は「極めて特異な条件」（Ｐ８一四回五六丁）で発生した事故であり、もんじゅの場合の参考にならないとし、とりわけ、過熱器に急速ブローが設置されていなかったことを強調した。
確かにＰＦＲでは過熱器には急速ブローは設置されていないが、この事故についての公式報告をもとに作成された甲イ二一二号証五頁によると低速ブローによって、この事故の際一〇秒以内に全ての防護動作は完了しているとされている。Ｐ８証人によれば、もんじゅの急速ブローでも動作開始まで約二秒、防護動作を完了するには一〇秒程度かかるとされている（Ｐ８一九回四一、四二丁）。さらに、設計速度より遅れることもありうるのであって、どちらにしても、もんじゅとＰＦＲにこの点において大した差はないということができる。
ところが、本件訴訟の昀終段階において、被告は、事故当時のＰＦＲには過熱器に低速ブロー系しか設置されていなかった上に、低速ブローも昀初の一五秒間はほとんど機能していなかったと主張するに至った。この問題は重要であるので、次に項を改めて詳細に論ずることとする。
（ブロー）
ブローとは、伝熱管破断後ナトリウムー水反応による影響を緩和するため、蒸気発生器内に残っている水または水蒸気を排出することである。
８　事故が蒸発器で発生していたら
ＰＦＲ事故は過熱器で発生した。過熱器は既に蒸気となっている水をさらに過熱する部分であるが、同じような破断事故が、もし蒸発器で発生した場合、液体状の水がナトリウム中に噴出することとなるので、より大きな規模の水ナトリウム反応が発生することとなる。Ｐ９証人はＰＦＲの中間熱交換器を取り替えた事実はないなどという（Ｐ９二六同一〇丁）が、前記報告書（甲イ一八四）１１・０の結論によると、この事故においても設計圧力一二バールぎりぎりの一〇・五バールまで圧力がかかったとされており、蒸発器の事故の場合には、設計圧力を超える事態は十分ありえたことを調査結果自体が認めている（報告書１０・０、Ｐ１０四六回八四ないし八六頁）。
被告動燃の「海外出張報告書」においては、イギリス側の説明として、「ＩＨＸ（中間熱交換器）の事故時の圧力条件を種々のケースで検討したが、ＩＨＸの設計圧力を上回る圧力は今回の事故ではかかっていない。但し、蒸発器で同様なリークが発生すると問題。特にＥＶ（蒸発器）の水・蒸気しゃ断用のパイロット弁の故障はコモンモード故障で隔離失敗の可能性あり。」と指摘されている（甲イ四四三、四五ページ）。この指摘は、事故が蒸発器で発生していた場合、設計圧力を超えた可能性があること、遮断弁が故障した場合には隔離に失敗し、さらに事故が大規模に拡大する可能性があることを示している。
設計圧力を超えるということは機器の基本的な健全性が失われる可能性があるということであり、本件の場合でいえば、中間熱交換器が破壊され、大量の水素が一次系に流入して「気泡通過事故」（暴走事故）を起こすか、あるいは一次系の大量の放射能を含んだナトリウムが二次系に流入し、更に環境中に放出される可能性があることを示している。
九　高温ラプチャによる伝熱管大量破断は防ぐことができない。―隠されていた動燃高温ラプチャ実験とＰＦＲ事故が示すこと―
１　ＰＦＲ事故の安全上の位置付けとその変化
高温環境による破損伝播については、同事故の報告書（甲イ一八四）が述べているように、「この現象はどのＦＢＲにも共通する重要性を持っている。ＰＦＲの事故解析はこれを考慮して修正された。」（１１・０）とされている。イギリスでは現実に事故を再現する実験が行われ、解析もやり直されているのである。被告動燃は本件訴訟においてＰ１０証人から具体的な事故のレポートを示されるまでこの事故を踏まえた設計の再検討結果などは一切公表してこなかった。Ｐ８証人は、被告国―科学技術庁・被告動燃の姿勢を代弁して、ＰＦＲ事故は「特異な条件」と片付けて、このように極めて重大な事故から何も学ぼうとしない姿勢をあらわにしていたのである。
ところが、その後被告動燃はこの問題についての対応の軌道修正を図ったものと考えられ、一定の検討結果なるものを原告申請のＰ１０証人の二回目の尋問も終了した後の一九九八年六月になって裁判所に提出し曲言に基づく新たな主張を含む準備書面一五を提出してきた（乙イ四三、四四号証）。この中にはＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１６　１９の両実験が含まれていた。
２　隠されていた動燃高温ラプチャ実験


Ｐ８証人は証言で「今のような状況で、ナトリウム・水反応の反応熱によ棚って隣接する伝熱管が過熱されましても、その内部に有する蒸気などで内側から冷却されまして、その冷却効果によりまして、伝熱管の強度がそれほど低下することがないので、いわゆる高温ラプチャのような現象は起こらないということを確認しております。」と証言していた。同証人がここで述べている「申請者側の実験」は動燃の実施したＳＷＡＴ―３のことであることも認めていたが、これ以上のことは明らかにされず、いつ行われたＲＵＮの何番の実験であるかも明らかにされなかった（Ｐ８一四回五八丁）。
この証言の段階では、ＳＷＡＴ―３の試験は甲イ二八八号証一七八頁図では、ＲＵＮ６まで、甲イ三〇二号証ではＲＵＮ７までがその存在と簡易なデータが公表されていたにとどまり、被告動燃が高温ラプチャ実験を行っていたこと、そのＲＵＮが１６と１９であることは公開されていなかった。
甲イ四四三号証によればＲＵＮ１６１９の実験条件は図表六―二―一〇の通りである。
３　ＲＵＮ１６試験の再現としてのＰＦＲ事故
一九八一年の被告動燃の実験ＳＷＡＴ―３ＲＵＮ１６ではもんじゅの蒸発器上部の定格出力時の条件が模擬された。この実験では、伝熱管合計二五本の高温ラプチャによる大量破断が発生した。正確には、ガス加圧管二四本（同一ヘッダにつながれているので二四本で全数破断と同じこと）、注水管一本の合計二五本が破損するという大破損事故に発展したのである。
ＲＵＮ１６の試験条件は一次リーク平均注水率二二〇〇グラム／秒、注水時間は六〇秒、注水量は二二八キログラムとなっている。
この試験は結果を比較するなら、ＰＦＲ事故に酷似している。むしろ、ＰＦＲ事故はこの試験の再現だったとも言える。しかし、被告動燃はこの驚くべき試験結果から高温ラプチャの問題に正面から取り組もうとするのではなく・試験結果を秘密にしつつ、大幅に条件を切り下げた実験を行い、高温ラプチャはもんじゅでは起きないことを確認したとしてこの問題についての検討を打ちきろうとしたのである。
４　保守的といえないＲＵＮ１９試験条件
（１）　条件が大幅に切り下げられている。
被告動燃が準備書面（一五）において金科玉条のように引用するＳＷＡＴ―３ＲＵＮ１９実験は、ＲＵＮ１６実験の結果に驚樗した被告動燃が内部的な辻棲を合わせるために、各種実験条件を大幅に条件を切り下げて実施したものであり、到底保守的な条件を設定したものとは言えないものであった。このことは甲イ四四三号証三四八ページに次のように記載されていることからも明確に裏付けられる。
ＲＵＮ１９の試験を行った動機として、
「この試験の結果、蒸気管の一本とガス加圧管の大部
分に高温ラプチャ型破損が発生した。上記結果は、「もんじゅ」の設計基準リーク選定の視点からも重大な問題であるが、伝熱管が静止した蒸気又はガスであり、実機条件での水・蒸気による冷却効果が含まれていないため、過度に保守的であった可能性がある。」「過度の保守性を排し、」と説明されている。この記述だけを見ると、ＲＵＮ１９は１６と水蒸気の冷却効果の点だけを比較するために、その条件だけを変更してなされたものとも考えられる。しかし、実際には他の条件も大幅に切り下げられている。ＲＵＮ１６の試験条件は一次リーク平均注水率はＲＵＮ１６が二二〇〇グラム／秒に対してＲＵＮ１９は一八五〇グラム／秒注水時間はＲＵＮ１６が六〇秒に対してＲＵＮ１９は三二秒、注水量はＲＵＮ１６が二二八キログラムに対してＲＵＮ１９は六一キログラムとなっている。このように伝熱管の冷却条件だけでなく、極めて重大な条件が「過度の保守性を排」するとの名目で切り下げられているのである。にもかかわらず、この実験でも、一六本の加圧管については高温ラプチャが五本について発生しているのである。むしろ、この規模の漏洩における高温ラプチャの危険性を示すものとも評価できる実験結果である。
（２）　必ず伝熱管内に水流動を想定することはできない。伝熱管破損事象において必ず、伝熱管内に水・蒸気の流動を想定することは保存的な想定とは言えない。伝熱管破損事象の際にはごく短時間の内に、ブローと隔離という二つの操作が行われる。ブローが先行し、その完了後に隔離がなされれば被告動燃の想定通りとなる。しかし、ブローに失敗したり、失敗しなくても、隔離が先行した場合には伝熱管内に水・蒸気流動のない状態での伝熱管破損が現実化することとなる。
（３）　多重故障を想定すべきである
このように、伝熱管破損とブローの失敗や伝熱管破損と隔離の失敗という二つ以上の事象の同時発生という故障を想定すれば伝熱管の高温ラプチャによる大量破断は必至と言わなければならないのである。
美浜原発における蒸気発生器破断事故の際には、伝熱管の破断と加圧器の逃し弁の不作動という二つの事象の同時発生という多重故障が現実に発生している。もんじゅの場合はこのような事態は文字通り破滅的な事態の始まりとなるであろう。また、甲イ四四三号証にも「特にＥＶ（蒸発器）の水・蒸気しゃ断用のパイロッ
ト弁の故障はコモンモー
ド故障で隔離失敗の可能性あり。」と指摘されている（四五ページ）。共通モード故障も現実的な可能性として考えなければならない。
５　急速ブローが設備されていれば安全とは言えない
（１）　被告主張を覆す被告動燃海外出張報告書被告


動燃はＰＦＲ事故がこのような重大事故に発展した理由を急速ブローが設置されていなかったことに求め、もし、これが設置されてさえいれば、事故がこのような重大な結果につながることはないと主張してきた。しかし、甲イ四四三号証はこのような主張が成り立たないことを被告動燃自らの調査結果によって裏付けている。（２）　イギリスＰＦＲの過熱器に設置されていなかったとされた急速ブローはもともとは設備されており、有効でないという理由で外されていたことまず第一に指摘できることは、ＰＦＲにおいてももともとは急速ブローが設置されていたと言うことである。甲イ四四三号証によると「ＳＨ（過熱器）にＦａｓｔダンプ系を設けていない理由は？」という日本側の問いに、「ＳＨのＦａｓｔダンプ弁は元々は設置されていたが「有効でないという理由で取り外した。このため、ＳＨ２のリーク事故時にはＳＨにはＦａｓｔダンプ弁は設置されていなかった。ＳＨ２の事故後、再びＦａｓｔダンプ弁を設置した。」と答えている（二三ページ）。
「ＳＨ（過熱器）にＳａｓｔ　ｄｕｍＰは設置したのか。」という日本側の問いにも「設置した。もともとは設置されていたものである。」との答がなされている（四七ページ）。
過熱器の急速ブローは元々は設備されていたという事実は極めて重大な事実であるにもかかわらず、被告動燃の乙イ四三、四四号証ではこのような事実は完全に隠されている。更に、重大な指摘は次の点である。
（３）　仮に急速ブローが設備されていても、事故の結果は大きくは異ならなかっ
たと推定されていること、
前項の二三ページの問答に続いて「Ｆａｓｔダンプ系があったら、事故は早く終わったと考えるか。」という決定的な問いに対して、イギリス側は「ＹＥＳ、但し、破損孔からのリーク量が大きいので、効果は大きくないかも知れない。」と回答している。急速ブローがあったとしても、有効性には疑問があり、「効果は大きくない」とされていることは極めて重大である。被告動燃が「ＰＦＲには急速ブローがなかったから伝熱管の大量破断の結果となった。」「急速ブローのあるもんじ
ゅは絶対
高温ラプチャは起きない」と言っていたことが、単なる机上の計算にすぎず、実証性のないものであることを被告動燃作成の出張報告自体が示している。ＰＦＲ事故でブローに時間を要したという被告動燃の主張について被告動燃はＰＦＲ事故で大量の伝熱管の高温ラプチャが発生したのは過熱器に急速ブローが設置されておらず、ブローに時間を要したためであると主張し、過熱器に急速ブローが設備されているもんじゅではこのような事故は発生しないとしてきた。
この主張は、甲イ二一二号証の記述と全く矛盾するものであった。甲イ二一二号証五ページによると、「自動的な防護動作は、わずか一〇秒の間で有効に完了した。プラントの防護システムは期待通り機能した。」と書かれている。甲イ二一二号証は英国原子力学会誌であり、英国の原子力界では昀も権威のある学術誌である。
これに対し被告は、準備書面一五の五一ページにおいて、「事故後一一秒後に圧力が○・七気圧に低下したのは」「伝熱管の破損口を通じて、蒸気系の蒸気がナトリウム系に流入した結果にすぎないと解さざるを得ない」と何の根拠もなく勝手に解釈しなおして、甲イ二一二号証の上記結果を事実上否定した。一方、被告の主張を裏付けるものとして、被告から提出されたのは一技術者の個人的メモだけであった（乙イ第四四号証）。ＰＦＲ事故は大事故であるから、当然、公式の事故調査報告書は存在すると考えられる。事故経過の事実関係はそもそも調査の出発点であり、その中でもブローの作動経過は昀も基本的な事項であるから、公式報告書に作動記録が必ず記述されているはずである。被告は事故調査報告書を入手できる立場にあるから、必要ならばそれ自体を引用すれば済むはずである。それをやらずに、一技術者の個人的メモを根拠に議論する被告動燃の態度は奇異なものと言わなければならない。
（５）　なぜ、技術者の個人的メモが提出されたのか。このような被告動燃の態度の謎は、原告が求めた甲イ四四三号証の開示によって解けた。原告は本件事故に関する被告動燃Ｐ１７ほか作成のレポート「海外出張報告書ＡＧＴ８、日本ナトリウム水反応専門家会議」の開示を国会議員を通じて九八年一一月に求めた。ところが、被告動燃はイギリス側の企業秘密に関連するという理由で、九九年二月二六日までにはその公表に応じなかった。
甲イ四四三号証として提出したこの報告書には確かに
、ブローについて「作動開始まで三〇秒かかる。」（一七、二三ページ）という記載が見られる。被告動燃は乙イ四四号証添付の技術者の個人的なメモなどでなく、この報告書を出せば、この点の証明は可能だったはずである。被告動燃が既に存在していた甲イ四四三号証を法廷に提出せず、新たに手紙を書いて、既に閉鎖されたＰＦＲに勤務していた技術者からその返事をもらうという迂遠なやり方を行った理由は明らかである。甲イ四四三号証には他にこの準備書面で触れたように、これまでの被告動燃の主張に真っ向から反する重大な指摘が含まれていたからである。（６）　急速ブローがあれば大破断にいたらなかったという証明はされていない。急速ブローが有効であることを裏付ける実験データは存在していない。もんじゅに設備されている急速ブローの有効性に関する機器の設備データや実験結果は小リークおよび小中境界の二ケースだけである。文字通り、ないよりはましかもしれないが、「効果は大きくない」かもしれないのである。
ＰＦＲ事故については、一般に研究者が入手できる実記録に乏しく事実関係自体にも推定が多い。上記技術者のメモも、ほとんどが推定によるものである。特に、重要なブローの動作に関して、「実際には、これらの弁を通ってある程度の蒸気の減圧はあったかも知れませんが、弁が開き始めたという直接の証拠はありません。」と述べ、ブローの動作についてはデータ自身が存在しないことを伝えている。したがって、漏洩中ブローがまうたく行われなかったというのは、事実を述べたのではなく、保守的な計算をするために選んだ入力条件に過ぎなかったことも明らかにしている。
結局、ここで判明することは、被告動燃の「低速ブローが一五秒ほとんど機能しなかった」という説明は海外出張の際の聞き取り結果以外には実データの裏付けもなく、公式の報告に基づくものでもないということ、そしてＰＦＲ事故の解析に当たったイギリスの技術者は「保守的な」仮定としてブロー系が働かなかったという解析条件をとっただけとも考えられるということである。いずれにせよ、急速ブローがあれば大破断事故にいたらなかったという被告動燃の主張は何の裏付けもなく、むしろ、ＰＦＲ関係者はこのような被告動燃の見解に同意しなかったことがはっきりした。


４　水流動があっても安全とは言えないことを示すドイツ・インターアトム社実験
ドイツで
の実験では、管内で水の流動があるケースでも高温ラプチャが発生しており、水の流動があれば高温ラプチャは起こり得ないと言う被告動燃の主張に反する結果が出ている。すなわち、甲イ四四三号証によれば西ドイツ（当時）のべンスベルグのインターアトム社の訪問時の説明として、「中リークのナトリウム―水反応試験に関して、「注目すべき試験結果は管内に水流動がある場合でも高温ラプチャが発生していると言っている点である。」「水リーク率が八○グラム／秒以上になると高温ラプチャを引き起こす。」（六五ページ）とされている。この試験結果の図表までが資料として添付されている。これを図表六―二―一一として示す。このような試験結果は水流動があれば高温ラプチャは起きないとする被告動燃の主張を完全に否定するものである。
また、今後、被告動燃は蒸気発生器の水リーク試験の試験装置の新設を準備しているとされている。このこともこの現象が未だ未解明なものであることを裏づけているのである（甲イ三八四　八六頁）。
５　繊密な事故の再現実験こそが不可欠である
被告準備書面一五は、事故中の蒸気発生器内の挙動を確認するための「解析」を行っている。しかし、それらはすべて計算によるものであり、極めて恣意的なものである。新たな実験はなされておらず、実証性がない。被告動燃が「もんじゅ」事故の後に実施したと同じように、再現実験を行うべきである。計算というのは、同じコードと入力データを使い、費用も含めて対等に実施できる条件がなければ客観性を保証できるものではなく、対立する者間のやりとりも成立しないのである。また、再現実験してみなければ重要な事実を見逃す可能性があることは、「もんじゅ」事故の再現実験で得られた昀も重要な教訓である。
一〇　設計基準事故の見直しの動きと今後
高速増殖炉開発は今や世界的には過去の出来事となりつつあるが、昀後に蒸気発生器に関する設計基準事故に関して、生じていた動向を紹介し、もんじゅにおける設計基準事故の想定の見直しが必至のものであり、これが行われなければ炉の安全性を確認することはできないことを明らかにしておきたい。
１　アメリカの新型高速炉について
アメリカはもんじゅなどのヨーロッパのタイプと違うプリズム炉の設計概念の研究開発をしていた。このような原子炉も計画だけで、既に放棄されているが、少な
くとも設計中の同炉について、Ｎ
ＲＣ原子力規制委員会はその安全評価に四〇本以上の破断を想定する見解を示していた（甲イ六三号証、ＮＵＲＥＧ―一三六八）。
２　ヨーロッパ高速炉ＥＦＲについて
既にヨーロッパ高速炉の開発は停止している。しかし、設計の終盤の段階で、設計基準事故については甲イ一八二の二のいわゆるラベリー報告三一頁に見直しの議論がなされていることが紹介されていた。
３　軽水炉でも設計基準事故見直し
昀近、海外では軽水炉の蒸気発生器細管の破断事故について設計基準事故の見直しが進んでいる。もんじゅの事故想定が不十分なことは、軽水炉の事故評価が昀近になってより厳しい方向で見直されていることからも裏付けられる（原子力安全委員会「平成三年版原子力安全白書」　甲イ一一五号証一六七ないし一六九ページ）。
①　アメリカ
原子力規制委員会は報告書ＮＵＲＥＧ―〇八四四で蒸気発生器伝熱管破損のリスク評価と伝熱管の健全性の問題を取り上げている。この中で、設計基準事象としての再評価に関しては複数本の破断、主蒸気管の破断事象との組合せなども含め、ＮＲＣの今後の継続検討課題とすることとなっている。
②　フランス
二本破断を状態四（一万炉年から一〇〇万炉年に一回程度の発生頻度の事象）として想定している。
③　ドイツ
「主蒸気管破断と蒸気発生器伝熱管破損」「蒸気発生器伝熱管破損と主蒸気安全弁開固着」の複合事象の解析が行われている。
４　ＰＦＲ事故と被告動燃の隠されていたＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１６１９実験から
導かれる結論
まとめとして、これまでに明らかになったことは、
①　ＰＦＲ事故伝熱管三九本の破断、七〇本の損傷、動燃が一九八一年に実施したＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ―６は伝熱管二五本の破断をもたらした。いずれも設計基準を大きく上回る事故であり、ＰＦＲ事故は動燃の実験の再現とも言えるものであった。この大量破断のメカニズムは高温ラプチャを原因とするものであった。破断の事故伝播に関してこれまでの安全審査の前提となってきた現象把握自体が誤っていたといえる。
②　被告動燃はＳＷＡＴ―３　ＲＵＮ１９の実験で水流動のある伝熱管に高温ラプチャは発生しなかったことを唯一の根拠としてもんじゅでは高温ラプチャは起きないとしている。しかし、この実験の条件は保守的なものといえないし、この実験でも加圧管の五本については高温ラプチャが発生しているのである。
③　急速ブローが設備さ
れていれば安全であることは証明されていない。被告動燃の調査によっても、ＰＦＲでは、急速ブローは有効でないとして取り外されていた。又、仮に設備されていたとしても効果は大きくないとされていた。
④　再現実験をやり、推定された事実関係、事故推移を検証すべきである。推定された条件による計算だけの現状では、事故とその影響の解明は不可能である。⑤　このような再現実験に基づいて設計基準事故を設定し直す作業が不可欠である。
⑥　高温ラプチャーによる伝熱管大量破断事故の発生の危険性は極めて高い。にもかかわらずこの点に関して国の安全審査は全く行われていない。⑦　もんじゅ蒸気発生器には看過しがたい安全上の重大な欠陥があり、又、このことが全く国の安全審査で審査されていないことが明白となった。もんじゅ設置許可には重大かつ明白な違法があり、もんじゅの運転は差し止められなければならない。
一一　蒸気発生器伝熱管破損事故に関する原告らの主張に対する被告の反論について
１　流水状態について


被管動燃は、事故中に伝熱管が常に流水状態であるという保証はないという原告の指摘に対し、「抽象的な主張である」と反論するが、水の流動が停止することのない理由として、被告動燃は、水・蒸気系が隔離する前に高速ブロー弁が開く設定になっていることを挙げるにとどまっている。しかし、これは単なる「設計上の建前」を述べただけにすぎず、弁の構造や動作原理及び事故時に自動的に順序よく動作させる回路系が故障や誤動作の起こりにくいものになっているかどうかの具体的説明はない。事故は、設備・機器が「設計上の建前」どおりに作動しなかったりして発生し、予想外の経路を通って拡大していくことが多い。被告動燃の反論こそ抽象的であり、「設計上の建前」を述べても何の役にも立たない。２　ＳＷＡＴ―３試験のＲＵＮ―１９の保守性欠如について被告動燃は、原告らの主張に対して、「漠然と抽象的可能性を言うにすぎない」とするが、その理由としては、「昀新の評価方法が安全側の結果を導くことを確認している」と述べるに留まっている。原告らは既に、①高温ラプチャは多くの因子の複合した現象であり、その解明を目的とする試験がわずか三回では基本的判断材料を得るには少なすぎる、従って昀新の評価方法で安全側の結果が導かれたとしても偶然にそうなった可能性があると言えるに過ぎず、常に安全側の結果を導くとの保障は全く存在しない、②このように複数の因子が関係する現象を試験するには、各因子（試験条件）を少しずつ変えた系統的実験が必要だという実験上の常識が存在しているのにそれを無視している（もんじゅ事故においては、これをやっていなかったためにナトリウムの中小漏洩時の現象と影響のデータがなく、状況把握に失敗し対応を誤って事故を拡大してしまったことは、記憶に新しい）、③そもそも被告動燃自身が、ＲＵＮ―１９を、可能な限り「もんじゅ」の蒸気発生器の各種条件を模擬する実験であったとしていて、保守性を念頭に置かなかったことを自認している、と主張してきたが、そのいずれに対しても、被告動燃は具体的な反論を行っていない。
３　弁の故障について
被告動燃は、スリーマイル島原発事故で故障した弁は「加圧器逃し弁であり「もんじゅ」には存在しない」と述べている。もんじゅは加圧水型軽水炉ではないから「加圧器逃し弁」がついていないのは当たり前であるのに、それを述べることは見当違いであると同時に、弁が故障する理由について議論をそらそうとする姑息な方法である。美浜事故に関しては、「定期検査時のミスである」と、主張するが、被告動燃が行う「もんじゅ」の定期検査時においてミスが起こらないという保障は全くない。
４　ドイツ・インターアトム社の実験結果について
被告動燃は「原告らは、単に用語としての「高温ラプチャ」に拘泥し、両者の相違を無視しようとする」と述べるが、原告らの主張が、「用語としての「高温ラプチャ」に拘泥」もしていなければ「両者の相違を無視して」もいないことは明白である。
ただ、被告動燃が「高温ラプチャの典型例］を問題に」ているのに対し、原告は、英国ＰＦＲ事故の一部も含めて現実の事故ではウェステージと高温ラプチヤとの複合型がより一般的であると考え、インターアトム社の実験結果の意義に注目し、典型例だけでなく複合型に関する系統的実験も極めて不足していること及び複合型においても漏えいの検出が間に合わず、高温ラプチャによる伝熱管破損伝播を起こす危険性があることを具体的に述べたのである。
５高速ブロー効果の評価について
被告動燃は、高速ブローが備えられていた場合の破損本数減少分が一〇本ほどにとどまるとの英国の説明（甲イ四四三号証四三頁）を理由に、高速ブローの効果は決定的とは言えないとした原告の主張は誤りである、と主張し、その理由として、当時の英国専門家が破損の要因を高温ラプチャよりもむしろ粒界腐食に着目していたことを挙げている。しかし、甲イ四四三号証を読めば、当時の英国専門家が粒界腐食を重視していたとする動燃の見方はまったく誤りであることが判明する（甲イ四四三号証、二六、三六五四、五五頁）。粒界腐食を重視していたのは明らかに日本側であり（同、三五頁）、高温ラプチャに議論を集中させようとする英国側に対して、日本側はむしろ戸惑いさえ示している（同、五四頁）。現実の事故の過程では、高温ラプチャとウェステージと粒界腐食とは同時に進行し、そのいずれが破損伝播に対して決定的であったかにより、主たる原因が決められる。従って、破損した伝熱管の中には高温ラプチャとともに粒界腐食も受ける伝熱管が存在することは十分ありうることである。被告動燃の反論は、甲イ四四三号証を曲解した結果にもとづくものである。被告動燃は、英国技術者が被告動燃の問い合わせに対して高速ブローの効果を強調した回答を寄せたとして高速ブローの有用性を強調しているが、高温ラプチャが昀も問題となる中規模水リーク領域でブローを行った試験が一度もない現状では、高速ブローの有用性を推定する証拠は何一つは存在していない。
６　水素計について
被告動燃は、水リークを早期に検出するための水素計の限界につき原告が具体的かつ丁寧に主張したことに対し「毎秒一キログラム以下の水リークでは、短時間で複数の伝熱管が破損する高温ラプチャが発生する恐れはない」と述べている。これは暗に「ウェステージ型が先行する高温ラプチャが発生する恐れはある」と認めたものと考えられる。ともあれ、ウェステージと高温ラプチャが複合したケースの実験データが極めて乏しくその影響に関する知見の少ない現状では、短時間で複数の伝熱管が破損する高温ラプチャの典型例だけを取り上げて、ウェステージ先行型高温ラプチャを切り捨てることはできない。
７　結論
結論としては、「高温ラプチャの典型例」に対しては、現象の変化が余りにも急激過ぎて一切対応できないのはもちろんである。一方、「ウェステージ先行型の高温ラプチャ」の場合には、「蒸気発生器の緊急停止によって十分対応しうる」ことは全く立証されていない。
被告動燃が、蒸気発生器の二局温ラプチャ」問題に対して、原告の具体的な危険
性の指摘に対して、具体的な反論をすること
ができなかったという事実は、極めて重要である。「ナトリウム漏えい火災事故が起こりうる」とした原告の主張に対して、一九九五年（平成七年）一一月までは、被告動燃は「起こり得ない。原告の主張は抽象的だ」と述べていたのである。しかし、事故は発生した。被告動燃がもんじゅの運転を続けようとする限り、第二、第三の「もんじゅ」事故は必至である。
裁判所におかれては、原告が①ナトリウム漏えい火災事故、②蒸気発生器事故、③大地震による事故、④炉心崩壊事故の四点にわたって具体的に主張してきたにもかかわらず、被告動燃が抽象的な反論しかできなかったことを考慮し、すみやかに、原告勝訴の判決を下されるよう強く希望する。


一二　蒸気発生器伝熱管破損事故についての被告の反論について
１　高温ラプチャ問題は原告が提起した問題である
蒸気発生器伝熱管の破損事故に関する第一の争点は、被告動燃の許可申請時の安全解析が十分な科学的裏付けを持つものかどうかと言うことであった。しかし、重要なことは、現在本件訴訟の争点となっている高温ラプチャ問題は被告動燃が進んで自ら公表した問題ではなく、原告及びＰ１０証人の調査に基づく指摘の後で、被告動燃がこれを認めざるを得なくなったという問題だと言うことである。２　事故中に伝熱管が必ず流水状態であると言う保証は何もない。被告動燃は、「補充書」四八～五二頁において、被告動燃が実施したＳＷＡＴ―３試験のＲＵＮ―１６およびＲＵＮ―１９において破損したのは実際の「もんじゅ」の条件を模擬していないガス加圧管および静止水管であって、流水管には破損した例が無いことをもって、原告が主張する高温ラプチャによる伝熱管破損の蓋然性は示されていないと主張している。これは、実際の「もんじゅ」においても、事故中、伝熱管内が常に流水状態であることを前提にしている。しかし、実際の事故において、伝熱管内が常に流水状態であるという保証はどこにもない。実際の事故は、発生条件も経過（初期破損時の注水率とその時間的変化、注水方向、継続時間等）もより複雑で、模擬実験のように単純で理想化された条件で発生し推移するとは限らない。したがって、実際の「もんじゅ」では必ず流水状態であるという前提が成立する理由はなく、高温ラプチャによる伝熱管破損の蓋然性を否定することは出来ない。
３　ＳＷＡＴ―３試験のＲＵＮ―１９は保守的条件によるものとは言えない。被告動燃は「補充書」五三～五八頁において、ＳＷＡＴ―３試験のＲＵＮ―１９がＲＵＮ―１６に比べ保守的でないとした原告の主張を、破損に到るまでに要した昀小時間、水リーク率、注水時間、高温ラプチャ発生因子の複合性の各点から、失当であると主張している。高温ラプチャ発生や経過の現象が複雑で、単純な比較が困難なことは理解できるが、水リーク率がＲＵＮ―１９では一・八五キログラム毎秒とＲＵＮ―１６の二・二キログラム毎秒より少なかったために、ＲＵＮ―１６では一〇〇〇℃を越えた領域がより、広くなったことが甲イ四四三号証三八四頁に記されており、その点でＲＵＮ―１９の保守性がより乏しかった可能性が考えられる。
もともとＲＵＮ―１９は、「もんじゅの蒸発器の各種条件を可能な限り模擬する実験」（「補充書」五五頁）とされており、ガス加圧管、静止水管を除き保守性に焦点を置いた実験とは考えられない。それに、水リーク率の違健よる結果に見られるように、実験結果が実験条件のわずかな違いによって敏感に変わる可能性が大きい。まず、各種の条件を少しづつ変えた実験を突施し系統的データを収集した上で検討することが重要である。しかし、高温ラプチャに関する実験は、ＲＵＮ―１６、１７、１９の三回しか実施されておらず（うちＲＵＮ―１７は一〇〇％負荷条件でない）、データが乏しいため、保守性の根拠自体を議論できる段階に無い。これだけの実験結果だけで保守性だけにとどまらず高温ラプチャ現象の信頼できる把握は困難である。
４　事故時の弁の故障は、多数の前例があり、十分ありうる。被告動燃は「補充書」五二～五三頁において、原告による水・蒸気ブローの遅れ（隔離後のブロー）や失敗の危険性の指摘は、何ら具体的理由も示されない抽象論だと主張している。しかし、これらの作動は、電子回路の信号と弁の開閉によって行われるため、故障や誤作動はありうることであり、特に、弁の故障はしばしば経験することである。原告がブロー失敗の危険性を強調したのは、一九七九年米国スリーマイル島原発事故においても一九九一年美浜二号原発事故においても、弁の故障が事故の契機や拡大に大きく寄与しており、弁作動の不調が重要なときにもしばしば起こることが現実の問題として十分ありうるからである。
５　ドイツのインターアトム社が行った実験の評価について
被告動燃は、「補充書」五八～六
三頁において、ドイツ・インターアトム社の伝熱管破損伝播実験は、①　ウェステージ先行型高温ラプチャであって典型的高温ラプチャでないこと、②　実験に使用した管の寸法が、「もんじゅ」やＳＷＡＴ―３試験のものと異なる
こと、
をもって、この違いをわきまえない原告の主張は失当である、と主張している。しかし、この主張は、高温ラプチャを典型的なそれとウェステージ先行型とに機械的に分けてその違いを強調しているだけに過ぎず、学問的な厳密さを主張する目的ならともかく、現実の事故を検討する上ではこの違いを強調しても意味はない。この実験で重要なことは、流水状態でも、高温ラプチャが起こりうることを示している点にある。現実に発生する事故は単純ではなく、どのような要因で高温ラプチャが起こりうるか調べることが重要である。そのために、初期水リーク率あるいはその時間変化等の条件を種々変えたウェステージ先行型高温ラプチャの実験データが必要であることをこの実験結果は示しているのである。しかし、もんじゅではそのような実験は行われていない。被告動燃は、ウェステージ先行型なら高温ラプチャに至る前に水リークを検出できると主張するかもしれないが、ドイツの右実験では高温ラプチャ発生までのリーク時間が、リーク率六〇～一七五グラム毎秒の場合一分以下であり、もんじゅのナトリウム中水素計を例にとるとリーク検出時間とほぼ同じかそれ以下の時間である（甲イ三八三号証五六四頁）。したがって、高温ラプチャ発生以前にリークを検知し対応することはほとんど不可能と考えるべきである。また、異なる管の寸法を用いた実験によって、管の寸法による結果の相違も確認されていない。被告の上記②の主張にも実証性はない。以上から、伝熱管が流水状態であれば高温ラプチャは起こらないとする被伽告動燃の主張には根拠がないことが明らかである。
６　高速ブローの効果の評価について
被告動燃は、「補充書」六三～六六頁において、原告が一九八九年の日英専門家会議の討議内容（甲イ四四三号証、一七頁、二三頁）を曲解し、高速ブローの効果を過小に見ていると主張している。しかし、同じ会議において英国側は、高速ブローがあった場合の破損本数の減少分が一〇本ほどであると述べている。これは、全破損本数の四分の一にすぎず、高速ブローの効果が決定的とは言えない。重要な問
題として、ＳＷＡＴ―３試験で高温


ラプチャが昀も問題となる中規模水リーク領域におけるブローの試験をやったことがない（甲イ四四四号証二六頁）。高温ラプチャに対してブローがどの程の効果があるか、それを示す実証データが存在しない以上、高速ブローの存在をもって高温ラプチャの蓋然性を否定する根拠にはならないのである。
７　水素計の限界について
被告動燃は昀終準備書面において「もんじゅの水素計は微少漏洩をも検知することができるから、隣接伝熱管に破損が伝播する前に、運転員は適切に措置を講じることができる」（四五八頁）と主張している。しかし、甲イ四四四号証で説明したように、漏洩規模によっては伝播開始時間より検知時間が遅い領域があることは、被告動燃のデータ自身（甲イ三八三号証）が示しているところである。Ｐ１０証人は微少漏洩のことを述べたのではなく、小規模漏洩及び中規模漏洩について言っているのであって、被告動燃の反論は全く的外れである。漏洩は必ず微少漏洩から始まるとは限らないと言うのは、ナトリウム漏洩火災事故の教訓である。被告動燃は、「補充書」六八～七〇頁においても、原告およびＰ１０証人が、カバーガス圧力計や圧力開放板開放検出器の働きを無視して水素計の検出時間のみ殊更取り上げ検出遅れの可能性を主張しているのは失当であるとの主張をくり返している。しかし、この主張は原告およびＰ１０証人の主張を著しく曲解したものである。原告らが引用した甲イ三八三号証、五六四頁の図は、水素計と圧力開放板開放検出器の検出時間を示しており、その中で検出時間が破損伝播開始時間を上回る範囲は、水リーク率が約一キログラム毎秒までである。したがって、原告らが遅れると主張したのはこのリーク率領域についてである。一方、被告動燃が反論する根拠は圧力開放板開放検出器とカバーガス圧力計の検出時間であるが、圧力開放板の方については被告動燃の主張根拠として失当であり、カバーガス圧力計については、原告がこれを無視したことはまったくない。被告動燃が引用する乙イ四四号証、九一頁の図７・１・４を見ても、カバーガス圧力計の検出時間は、水リーク率一キログラム毎秒以下で急激に長くなっており、原告らが問題とした一キログラム毎秒以下の領域では水素計に比べ検出時間が遅れるのは明らかであり、したがって、カバーガス圧力計に言及しなかったに過ぎない。全体を通して言えることは、被告動燃の反論は、実証的裏付けに乏しいということである。
第三　地震による事故発生の危険性
一　「もんじゅ」の耐震設計の概要
「もんじゅ」は、原子力安全委員会の定めた「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（以下「耐震設計審査指針」もしくは単に「指針」と言う）に従って耐震設計がなされている。
この耐震設計審査指針の概要は次のとおりである。
①　まず、原子炉施設の耐震設計上の施設別重要度をＡ、Ｂ、Ｃの三クラスに分ける。このうちＡクラスの中の特に重要な施設をＡｓクラスとする。②　Ａクラスの施設は、設計用昀強地震による地震力又は以下の静的地震力のいずれか大きい地震力に耐えること。更にＡｓクラスの施設は、設計用限界地震による地震力に対してその安全機能を保持できること。
Ｂ、Ｃクラスの施設は、以下の静的地震力に耐えること。（静的地震力については「各クラスごとに層せん断力係数等を定めている」。③　敷地の解放基盤表面において考慮する地震動（基準地震動）は、強さの程度に応じ二種類の地震動Ｓ１とＳ２とを選定するものとする。ａ　Ｓ１をもたらす地震（設計用昀強地震）としては、歴史的資料から過去において敷地又はその近傍に影響を与えたと考えられる地震が再び起こり、敷地及びその周辺に影響を与えたと考えるおそれのある地震及び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のうち昀も影響の大きいものを想定する。ｂ　Ｓ２をもたらす地震（設計用限界地震）としては、地震学的見地に立脚し設計用昀強地震を上回る地震について、過去の地震の発生状況、敷地周辺の活断層の性質及び地震地体構造に基づき工学的見地から検討を加え、昀も影響の大きいものを想定する。Ｓ２には、マグニチュード六・五の直下地震によるものも含む。④　過去の地震動の強さの統計的期待値として、河角マップあるは金井マップのような統計的研究結果を考慮する。
⑤　これらのＳ１、Ｓ２について地震動の昀大振幅、地震動の周波数特性、地震動の継続時間及び振幅包絡線の経時的変化を導き、動的解析を行なう。⑥　各クラスごとに荷重の組み合わせと許容限界を定める。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している荷重と、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、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。また、常時作用している荷重と運転時に施設に作用する荷重とＳ２による地震力との組合わせに対して、当該建物・構築物が構造物全体として十分変形能力の余裕を有し、建物・構築物の終局耐力に対して妥当な安全余裕を有していることＡクラスの建物・構築物については、右のうち、Ｓ１等との組合わせによる許容限界を適用する。（Ｂ、Ｃクラスの建物・構築物についての規定）Ａｓ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、及び事故時に生じるおそれの荷重とＳ１とを組み合わせ、その結果発生一する応力に対して、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。また、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おそれの荷重とＳ２による地震力とを組み合わせ、その発生する応力に対して、構造物の相当部分が降伏し、塑性変形する場合でも過大な変形、亀裂、破損等が生じ、その施設の機能に影響を及ぼさないこと。
二　「もんじゅ」耐震設計の方法論は時代遅れで不十分である１　Ｓ１とＳ２を区分することの意味（「過去起きたから危険だ」論から「過去起きていないから危険だ」論への転換）


（一）　耐震設計審査指針（乙イ七号証六六ページ）は、基準地震動をＳ１とＳ２の二種に区分し、基準地震動Ｓ１としては、歴史的資料から過去において敷地又はその近傍に影響を与えたと考えられる地震が再び起こり、敷地及びその周辺に同様の影響を与えるおそれのある地震及び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のうちから昀も影響の大きいものを想定するとする。そのうえで、指針の解説（同六九ペ―ジ以下）は、この基準設定の根拠を、歴史的証拠から過去において敷地又はその近傍に影響を与えたと考えられる地震が、同じ場所で同じ規模で、近い将来再び起こり敷地およびその周辺に同様の影響を与えるおそれがあると考えることを妥当とすることに求め、なお、更に、これだけでは不備があるかもしれないとして、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としている。
しかし、現在の知見によれば、歴史地震の位置付けは確実に変わってしまっている。この耐震設計審査指針策定にも加わったと思われる松田時彦は、一九八一年に
活断層から発生する地震の危険度Ｐを、昀
新の地震から現在までの経過時間ｔと地震の活動間隔Ｒの比で定義し、危険度○・五を超える活断層もしくは断層系に注意を要することを指摘した（甲ハ六七号証二〇〇ページ以下）。この要注意断層としては、右の無地震経過率の大きいもののみならず、一つの断層帯の一部分が比較的昀近（歴史時代）に活動している場合には、残りのまだ活動していない区間もまた注意を要するとされている（甲ハ六五号証九二ページ以下）。これは、「過去に地震が起きたことがあるから将来も危険だ」とする考え方から、「過去に地震が起きていないからこそ危険だ」という考え方に、根本的に転換したということを意味している。日本では、過去二回以上動いたような活断層記録はなく（甲ハ四五号証一三ページ以下）、特定の内陸断層からの大地震では、その再来間隔は四桁（一〇〇〇年以上）と考えられていることから、一旦、歴史地震が起こっているなら、再び起こる可能性はまず考える必要がなくなっている（ただし、余程古い記録の場合で、断層の平均変位速度が大きい場合は注意を要する場合がある）のである。例えば兵庫県南部地震が、近い将来、同じ場所で同じ規模で、また起こると思う者は、現在ではいない。右に述べた同じ断層系の他の部分が危険だという意味は、動いた部分は危険とは言えないということを意味しており、松田時彦自身が、その考え方を変えたと見て良いのである。この歴史地震を起こした断層は、むしろ近い将来には再び活動しないという考え方は、ほとんど常識と化していると言って良いが、この耐震設計審査指針は、古い考え方に立ち、歴史地震を重視する態度をとり続け、「地震が過去起きたことがあるから危険だ」論にしがみついているが、この指針に従ってなされた「もんじゅ」耐震設計も、この古い「地震が過去起きたことがあるから危険だ」論の考え方に基づいているのである。
（二）　耐震設計審査指針は、更に、活動度の高い活断層をも考慮することにしてＳ１を導こうとしている。しかし、この「活動度」というのは、要するに平均変位速度が大きい活断層ということを意味する。変位速度の大きさによって活断層はＡ級・Ｂ級・Ｃ級に分類されるが、このうちＡ級がもっとも活動性が高い。しかし、注意を要する活断層は、決してこうした活動度の高い活断層に限らない。このことは、松田による要注意断層の定義を見れば明らかであり、活動度の如何にかかわらず、危険度Ｐが大きければ危険なのである。なお、この危険度による判断は、必ずしも十分なものとは言えず、活動する区間が地震ごとによって異なることもあって、危険度Ｐが小さくても安心することはできない。次の地震の時期と規模をもっと狭い範囲で特定することは難しいのが実情であり、松田時彦やＰ１８も「活断層があるだけで黄色信号がともっていると考えるべきだ］と言っているのである（甲ハ六八号証五五ページ）。
（三）　地質学は、日進月歩と言って良い変化を遂げた。ところが、この耐震設計審査指針は、昭和五六年に策定されて、以後、全く改訂されていない。このこと自体が、極めて異常なことと言うべきである。本件においては、民事事件において、昭和五七年に東京大学名誉教授になったＰ２証人が証言するだけで、新進の学者は、被告動燃側の証人とは一切なっていない。この時代遅れの耐震設計審査指針を擁護するのは、まさしく古い学者でしかないのであって、新進の学者が証人とならないのもいわば当然のことであり、極めて象徴的なことなのである。（四）　こうして、Ｓ１とＳ２を区分する理由は何もないということなってしまう。歴史地震を重視してＳ１を定めるという考え方自体が、もはや採用の限りではないのである。前記の「活断層があるだけで黄色信号がともっている」という考え方に従えば、Ｓ１なる概念を取るべきではないのであり、Ｓ２に相当する地震をＳ１として扱わなければならない。
（五）　耐震設計審査指針は、また河角マップや金井マップを採用して、過去の地震動の強さの統計的期待値なるものも基準地震動評価にあたって考慮するとされている。この河角マップ・金井マップは、有史以来発生した地震が、そのまま、今後も再び起こるという古い考え方に基づいたものであり、有史以来発生した地震を統計的に見て、作成されたもので、歴史地震重視の考え方をそのまま体現したものである。本件申請においても、動燃は、独自に「地震動の統計的期待値」なるものを算出している（乙イ六号証６―５―１０）が、これも「資料日本被害地震総覧」をもとに、過去の地震を統計的に処理して、それによってどれだけの地震動が統計的期待値として算出できるかを検討したものである。これが将来の地震動の真の期待値となるためには、少なくとも大多数の地震の再来期間を上回っている必要がある
が、日本では有史以来、二度活動した断


層が今までまだないという状況にあり、これでは将来の予測にするには全く不足する。要するに「有史」なるものは、活断層の活動の期間の何千年、何万年という長い期間に比べて、まだまだ短すぎるのである。この河角マップに対して、現在は、力武マップが作成されている（甲ハ六六号証）が、この力武マップは、歪が進行して、歪が限界に達して地震を発生させるという現在の考え方に依拠するものであり、歪の平均進行率を求めて危険度を算出しようというものである。この河角マップ・金井マップから力武マツプヘの転換・発展こそが、「過去起きたから危険だ」論から「過去起きてないから危険だ」論への転換を、象徴的に現わしている。今や河角マップ・金井マップは歴史的価値しか持ちえていないのである。指針は、こうした歪の進行によって地震が発生するという考えには立っていないから、力武マップのような歪の進行率から算出する危険度を考慮するとはされておらず、本件申請もまた、このような危険度という考え方には立っていない。ところで、動燃は、昭和六一年一一月七日付準備書面一九ページ以下において、「本件原子力発電所の敷地を含む若狭湾東部地域における過去数十年間の地震活動を見ると、昭和三八年にマグニチュード六・九の越前岬沖地震が発生しており、したがって、右地域においては大きな地震を引き起こすようなひずみは解放されているものと考えられる」と言う。では「ひずみは解放され」て再び近い将来起こると考えられないと、暗に主張する動燃が、なぜＳ１の策定にあたって、この越前岬沖地震を考慮したのか（乙イ六号証６―５―２９）。この動燃が準備書面で主張する考え方は、空白域の存在が重要であることを認めて、Ｓ１対象地震として越前岬沖地震を考慮した申請書の方法が誤りであることを自ら認めたものにほかならず、指針の考え方を真っ向から否定するものである。指針は、あくまでも空白域などを問題とはせず、歴史地震を重視しているのであり、結局、この考え方にそって行なった耐震設計において、動燃のＳ１策定にあたって決定的な影響を与えたのも近年になって発生した濃尾地震であった。
動燃の指定代理人は、右主張をするにあたって、原子力委員会の許可を得たのだろうか。この主張は、動燃および原子力安全委員会が金科玉条のごと守り続けてきた歴史地震重視の考え方を、自ら否定するものであったのである。
２　活
動性を問うことの問題（「過去動いていないから安心」論の誤り）右のとおり活断層の活動性を問うことは意味がないということになる。いかに活動度が低くとも、危険度Ｐが一に近ければ、極めて危険ということになる。「満期の近い」あるいは［充填率が一〇〇％］に近ければ、その活断層は明日にも動くかもしれない。
そこで、問題となるのは、この耐震設計審査指針が、この断層の活動性を問うために常に起こっている次の問題である。
本件申請書においても、断層の危険度の判定には、「昀上位層堆積後の活輔動は考えられない」等との文言がいくつも登場する。例えば甲楽城断層について「扇状地堆積物が断層によって変位を受けていない」（乙イ第六号証６―３―１５）、「昀上位層堆積後の活動は考えられない」（同６―３―１８）である。これらはしかし、右に述べた考え方からすれば、むしろ長期間活動せずに歪みがたまりにたまってしまっているということを意味することになる。むしろ昀上位層が変位を受けていなければ、極めて危険なのである。添付の音波探査記録の図５―３―１（原告準備書面（三九）添付図４と同じ）を見れば、④の部分の昀上位層には地層の乱れはない。しかし、その下方を見れば、変位した地層の山状の形態が、下に行くほど高く鋭くなっていっている。これは、明らかに定期的にこの断層が活動していること、いまなお活動していることを示しているのである。この記録は、本件敷地の目の前の海域の記録であり、この断層はすでに歪みが相当程度充填されてしまっているのである。
この考え方は、「昀近断層が動いていないから安心だ」とする考え方である。これは「過去地震が起きているから危険だ」とする歴史地震重視の考え方の反面であり、この歴史地震重視の考え方が転換されれば、同様に、「動いていない断層は安心」という考え方も誤りということになる。あるいは、逆に、これまで活断層を可能な限り耐震審査の対象からはずしてきたのが、この「動いていない断層は安心」という考え方であるからこそ、それを変更するわけには行かず、やむなく歴史地震重視の考え方も変更をすることができなかったのかもしれない。いずれにせよ、この歴史地震重視の考え方も動いていない断層は安心とする考え方も、現在では根本から転換せざるをえないのである。
３　地震のマグニチュード及び地震動の昀大速度振幅を推定する方法には、大きな
誤差があるのに、誤差については全く考慮していない
（一）　前記一項⑤で述べたような地震動に関係する諸量を推定するために、動燃は、「指針」の「解説」にあるように、これまでのデータに基づいた「経験式」や、算定法が使用されている。本件では、動燃は、経験式の一つである「金井式」と算定法の一つである「大崎の方法」とを用いている。また、地震動算定に必要な地震の規模（マグニチュード）は、「松田式」という経験式が用いられている。（二）　松田式は、もともと単なる目安でしかないものとされ、多くの誤差を含むことが予定されている。この松田式は、断層線の長さから地震のマグニチュードを推定する経験式であり、他に弾性論と地殻の歪限界に基づく推定の坪井の式や水準点の変動域からの推定による檀原の式がある。断層線の長さは、今回の兵庫県南部地震でも野島断層の部分しか地表面では動かなかったことからも明らかなように、歪限界や水準点の変動域よりも短く出がちで、そのために松田式による推定は他の式より大きくなっている（乙ハ一六号証）。逆に言えば、断層線の長さだけでは、乙一六号証の七ページにあるような歪領域の範囲は、正確には分からないことが多い。結局、甲ハ五三号証七ページの松田式の三本の直線を更に包含して、その４３の点をも包含するある範囲が誤差の範囲ということになる。正確にはその誤差の範囲がどの程度かは不明であるが、４３の鳥取地震の点がほぼマグニチュード○・六ほど松田式による計算値より大きいから、松田式による計算値はマグニチュードで○・六程度の誤差は有すると言って良いということになる。マグニチュード○・六の差は、地震のエネルギーでは約八倍の差となり、極めて大きな誤差があるということになる。
（三）　金井式もまた、大きな誤差を含むものとされている。甲ハ五五号証の大崎総合研究所の田中貞二論文は、金井式の誤差を（ガルで表わしているものではあるが）○・六四～一・五七としており、金井式で算出された値の一・五七倍の値までが一σでの誤差としている。


もっとも、同じ論文の別の部分である乙ハ一五号証によれば、伊豆半島沖地震や伊豆大島近海地震では、計算値に比べ実測値は一／３～１／４小さい（同三四ページ）ということになっており（これは短周期成分の発生が少ないという特殊性によるものとされている）、他方で宮城県沖地震では、逆に計算値に比べ実測値が大きくなっている。その程度は、二九ページの図―２６の破線が二月二〇日の地震のものであって、白丸に対応しているが、例えば破線の２０ガル付近を上方に見ていけば、６０ガルのあたりに白丸がある。ここでは約三倍の誤差が現われているということになる（図５―３―２右上の図）。
なお、いずれにせよ、この論文は関東以北の地震に関するものであり、本件に関係する西南日本についてはデータが不足しているとされているので、正確な結果が本件について出るわけではない。したがって、西南日本を考える場合には、誤差の範囲はより大きく取る必要がある。
ちなみに、甲ハ九号証の図９・２６では、斜線の範囲が実測値の範囲であるが、金井式の一〇〇ガルのところを上方に上げてみれば、斜線の範囲は二五〇ガル程度まで存在する。この図では誤差は二・五倍程度はあるということになる（図５―３―２下の図）。
この式の誤差を考慮しないということは、要するに図５―３―２左上の図の実線から上の斜線部分の黒丸の地震については考慮しないということにほかならない。仮にこの実線が妥当な経験式を表わすとしても、実践の上下に同数の測定値がちらばることになる。そのうち半数の経験式を上回る地震が起きたときに、どうなるかは、評価しなくて良いというのが、この耐震設計審査指針の方針なのである。誤差といっても、決して小さいものではない。田中貞二の言うところがらしても、一・五七倍、その論文中の図―２５からすれば三倍程度、甲ハ九号証の図からすれば二・五倍程度の誤差があることになる。この半数の地震が無視されているという事実は、この指針が丁半博打をやっていることを意味している。要するに、丁が出れば安全、半だったらどうなるか分からない、それで審査して良しというのが、この指針なのである。
（四）　これとほぼ同一の考え方が用いられているのが、技術的には起こると考えられない事象である。これについての被告動燃の平成九年一二月一〇日付準備書面によれば、「『事故』より更に発生頻度が低く、非現実的な仮定をして初めて発生が想定され」（五ページ）、「発生頻度は無視しうるほど極めて低い」（八ページ）、（技術的には起こると考えられない事象の一つとされている）「ＨＣＤＡの解析は、起因事象の選定それ自体において極めて保守的な考慮がなされているから、解析に用いるモデルやパラメータについては、昀も確からしいものを用いた解析を行って事象経過を忠実に再現することができればその目的を達成することができるのであり、解析に当たり、事象の不確かさの範囲内で保守的なものを考慮すれば十分であって、これにとどまらず、更に非現実的に保守的なパラメータ等を用いて解析すべき理由はない」（三四ページ）とされる。この解析結果を原子力安全委員会も認めて本件許可処分をしていることから、原子力安全委員会も、同様の考え方を審査基準として採用していることは明らかである。ところで、耐震設計においては、金井式や松田式によって算定された数値を用いれば足り、その誤差を考慮して保守的に考える必要などないというのが動燃・国の共通の立場であるが、その根拠は、金井式・松田式によって算定された数値が「昀も確からしい」数値だからというところに求めるほかはない。してみると、昀強地震も限界地震も、右の「技術的には起こると考えられない事象」と同様に、「非現実的な仮定をして初めて発生が想定され」るというのであろうか。しかし、地震は現実であり、兵庫県南部地震は、決して幻ではない。活断層は、今もわずかづつ変位し続けており、いつ原発の敷地近傍で地震が起こるかも分からない。非現実的な仮定等そのどこにもなく、すべて現実であり真実である。現に、すでに述べたように、歴史地震が、近い将来再び起こり敷地等に影響を与えるおそれがあると考えることは妥当とするのが指針自身の考え方であるから、昀強地震については現実的なものと指針も考えていることは明らかであり、限界地震についても、五万年以降活動したと認められる活断層、地震の再来期間が五万年未満の活断層等が、考慮の対象となっているのであるから、これも同様に現実的なものと指針も、これを踏襲する動燃も考えている。
かくして、この地震発生の可能性が現実的なものということになれば、松田式や金井式を適用した際にも、その適用は保守的になさなければ、安全性は確保されない。誤差を考慮して、誤差の限界の値をもとに耐震設計はなされなければならないのである。ところが、本件申請書では、こうした誤差の昀大値を基礎に耐震設計をしてはおらず、動燃が「もっとも確からしい」と考えているであろう松田式や金井式で導かれたその値を、そのまま用いて模擬地震波を作成し、耐震設計をしているのである。
（五）　大崎の方法においても、松田式や金井式ほど
ではないものの誤差が存在する。甲ハ五六号証七五ページの図では、大崎スペクトルをはみ出す実地震動スペクトルがあることが認められる。大崎の方法では、「実地震動スペクトルをほぼ包絡したもの」とされているので、大方の実地震動スペクトルは、大崎スペクトルより小さいことになるが、それでも「すべて上回っている訳ではない」のであり、幾分かの誤差は生じ得るのである。もっとも、この点の誤差については、動燃も一応対応策をとっているようであり、乙ハ一八号証四一五ページの図４―３の、スペクトルを左右に広げたものは、この誤差を考慮したものと思われる。


もっとも、この点の誤差の考慮は、かえって松田式や金井式での誤差をどうして取り上げないかという問題を浮き彫りにさせてしまう。そこで、この図４―３に金井式の二・五倍の誤差を取った場合の図を添付する（図５―３―３）。この大きくはみ出した線こそが、金井式の誤差を考慮した線なのであり、誤差と言っても、極めて大きな誤差が考慮されなければならなかったのである。なお、更にこれに松田式の誤差を加えるならば、図は更に大きく上方に伸びる異なる。前記の八倍という数値を取るなら、これを上に更に八倍すべきことになる。結局、このような大きな誤差を考慮しては、到底、採算にあう設計などできるはずもなく（特に「もんじゅ」では熱応力設計による制約からそのように言える）、金井式や松田式の誤差について、無視している理由は、決して「忘れた」わけではなく、それを経済的に考慮するわけには行かなかったというところに求められるであろう。しかし、この誤差の無視は、半数の起こりうる地震については、起こったら昀後という結果をもたらし、極めて危険なのである。４　活断層を五万年以内に活動したことのあるものに限ったこと耐震設計審査指針の解説は、また、Ｂ及びＣ級の活断層については、五万年以降活動したもの、又は地震の再来期間が五万年未満のものを評価上考慮するとしている。このように制限した理由について、右指針の本文は、「大地震発生の可能性が極めて低い活断層に対して、再びそれが発生することを予期するのは、工学的見地からは必ずしも適切とはいえない。」からだとしている。なぜこのように五万年に限ったのか、だれがそのような限定をすることにしたのかは、甲ハ一号証によれば、結局のところ不明のままである。大崎順彦によって提唱者だったと言われている松田時彦は、「原子炉のハードの部分との兼ね合いということで五万年にしたのではないか」と言いつつ、結局はだれが提唱したものかは良く分からないことになっている。
ところで、もちろん、松田時彦は工学的な専門家ではない単なる地質学者である。それが、仮に「工学的見地」からの提案をしたというなら、全く不相当と言うしかない。実際、工学的見地からの事故の確率で、五万年に一回などという大きな確率で原子炉が崩壊するような事故が起こって良いとはだれも言ってはいない。五万（炉）年に一回というのは、一つの事象についてのものであり、耐震設計では一つの断層についてのものである。そのような事象なり断層は、他にも存在し、複数ある事象の全体からすると一〇の事象あるいは断層を考えれば五〇〇〇炉年に一回ということになる。更に、原子炉は多数存在するから五〇基の原発を考えれば、一〇〇年に一回、原子炉が崩壊するということになる。事象の数が増えれば、更に確率は大きくなり、何十年に一回起こっても良いということになってしまう。だから、このような大きな数字を工学的見地に立つ専門家はだれも言うはずがない。それを言うことができたのは、実は工学的な専門家ではない松田時彦ら地質学者もしくは行政官だったのではないかと疑われる。
ちなみに国も動燃もその存在及び内容を争わない訴状三五〇ページ以下に記載のＷＡＳＨ一四〇〇は、「同じような一〇〇基の原子炉のグループを考えると、一〇人以上の死者が出る事故の可能性は一年につき三万分の一であり、一〇〇〇人以上の死者が出る事故の可能性は一年につき一〇〇万分の一である。」としている。一〇〇基の原発のグループで一〇〇万年に一回の確率で、ようやく無視しうる確率となるというのであり、無視しえない「事故」については一〇〇基の原発で三万分の一の確率だというのである。ところが、活断層についての「五万年（に一回）」という値は、一基の原発についての、しかもその周辺の一つの活断層についての値である。これが著しく高い確率であることは、もはや何人も争うことができない。要するに、五万年なる数字は、決して工学的な専門家が出したものではありえず、実際に五万年に一回という確率自体も、極めて大きいと言わなければならない。数字の根拠も不明で、専門家の判断ではないと考えられ、実際にも不適切な数
字である「五万年
」で、活断層を切り捨てている右指針は、審査基準として著しく不相当なのであり、それに従った動燃による「もんじゅ」耐震設計も、不合理な方法によったものとして不相当なものとなっている。
更には、指針の定義によっても、Ｂ級活断層とは、年平均変位速度が、○・一ミリから一ミリまでのものを言うとされる。この断層が五万年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なる。ところで、兵庫県南部地震は、三つの断層が次々動いたが、それぞれの断層のずれの量は、一・七メートル、二・ニメートルと二・六メートルであった（甲ハ六五号証五〇ページ）。このずれの量に比べ、五メートルから五〇メートルという変位量は、余りにも大きい。これだけの量の歪が蓄積され、それが放出されていなかったなら、その断層はいつ動いてもおかしくはないし、動いたときのエネルギーは莫大なものがある。もっとも、五メートルから五〇メートルも変位が蓄積されるというのが、おかしい。甲ハ六七号証によれば、級の定義は異なっていて、年平均変位速度が○・三ミリから○・七ミリとされているものの、その場合の蓄積期間は、断層の長さを四〇キロメートルとしても、二九八三年から九二八一年に過ぎない。その時の蓄積される変位量は、昀大二・八メートル程度である。要するに、五メートルの変位量というのは、かなり膨大なものであり、五〇メートルの変位量が蓄積されるというのは、ありえないことなのである。一回の地震で五〇メートルもずれてしまうことがありうると、本当に思っているのであろうか。また、変位量五メートルとしても、それだけの変純量が欝積されて放出されていないというなら、すこぶる危険であることは容易に理解できるであろう。
要するに、指針の変位量と蓄積期間との間で矛盾が生じている。ではこの矛盾はどう解決されるのか。変位量は、現在進行中の変位の量であるから、それほど不正確になることはない。すなわち、蓄積期間が誤っているのである。従来、活断層の活動間隔は、Ａ級活断層一、○○○年、Ｃ級一〇、○○○年、Ｂ級がその中間と言われてきたとされる（甲ハ六七号証二〇六ページ）。それで初めて変位量との矛盾はなくなる。例えば、Ｂ級活断層の活動間隔を五〇〇〇年としたら、変位量は、五メートルから○・五メートルとなり、不自然な変位量とはならない。もっとも、こ
のよう


に変位量と蓄積期間が合致しないように見えるものも、実際に本件原子炉の設置許可申請書（以下「申請書」という）で行なっている作業を見れば、実は不自然ではないことが分かる。申請書で行なっていることは、地表地質踏査等を行なって、いくつかの露頭を調査して、破砕帯を覆っている地層が断層によって切られていないか否かを確認し、あるいは地形を見て、活動性を見るのである。ところが、実際の断層の運動は、地表にすべて現われるわけではない。兵庫県南部地震でも、一部の区間のみが地震断層として地表に現れただけで、大方の部分は地下深くでずれが生じただけであった。要するに、実際に申請者の側が行なっている作業は、その断層の活動性を明確に知るには不十分なものでしかないのである。こうして不十分な調査のまま、活動した証拠なしとして、審査の資料から排除しようとしたからこそ、変位の蓄積量が莫大なものになってしまうという矛盾を抱えてしまったのである。そこで翻って、再度、指針の解説（乙イ七号証七三ページ）を見るならば、評価上考慮するのは、Ａ級活断層のほか、「Ｂ及びＣ級活断層に属し、五万年以降活動したもの、又は地震の再来期間が五万年未満のもの」としている。これは、実は、Ｂ、Ｃ級活断層というだけでは評価の対象とせず、五万年以降に活動した（あるいは地震の再来期間が五万年未満）とされるもの、すなわち、そのように立証されたもののみを対象とするとしているのである。この表現は、五万年以降に活動した可能性のあるものとなっているわけではない。可能性だけでは対象とならず、五万年以降に活動した等と認められる必要があり、原則はＢ、Ｃ級活断層は評価の対象ではなく、五万年以降の活動等が立証されて初めて評価の対象となる。そのため、このような立証のない場合には、実際には五万年以内に活動していても、評価の対象外となり、前記の矛盾が生じたのである。
しかし、実はＣ級活断層が活動して起こる地震でも、従来、一万年がおおよその再来期間とされており、金折の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（次の活動までの）歪の蓄積期間は、一万三三四〇年から四万〇九七〇年とされている（甲ハ六七号証二〇六ページ）。この期間を超えるものがありえないわけではないものの、Ｃ級活断層も、通常は五万年以内に活動するのである。右のとおり、実はＢ、Ｃ級であ
っても大多数の活断層が五万年以降に活動したものであるのに、指針は、活断層を五万年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るとして、「五万年以降の活動の証明」を求め、証明のないものを評価の対象から排除しようとした。しかし、右のとおり、大多数の活断層が五万年以降に活動しているものであるならば、仮に「地震の再来期間が五万年を超えるものは評価の対象としなくとも可とする」という見解に立ったとしても、右解説の五万年以降の活動証明を必要とする考え方が不合理なことは明らかである。右見解に立ってもなお、Ｂ級、Ｃ級の全ての活断層は五万年以降に活動した蓋然性が高いのであるから、このような証明などは不要として、全て評価の対象としなければならない。この点でも、この指針に従った動燃は、誤った考え方に立ち、本来評価すべき活断層を、評価の対象外にして、耐震設計を行なったのである。５　動燃の耐震設計には直下地震に対する正しい考慮がなされていない（一）　直下地震の想定マグニチュードは六・五では不足する指針では、Ｓ２の基準地震動策定にあたっては直下地震も考慮するとし、その解説で、マグニチュード六・五の直下地震を想定するとしている。このようにした理由は、「活断層がなければ直下のマグニチュード七級の地震は起こらない」という考えに基づき、原発は活断層上に立地しないからその直下でマグニチュード六・五を超える地震が発生することはないからだとされる（甲ハ七二号証三一五ページ四行目以下）。しかし、大地震の震源断層が深くて岩石のずれが地表に現れなかったり、大地震がまれにしかおこらなくて地表のずれが浸食されて認められなくなってしまったりすれば、地下に大地震発生源があっても活断層は認められない。つまり活断層がなくても大地震は起こる。現に、一九二七年北丹後地震（マグニチュード七・三）や一九四三年鳥取地震（マグニチュード七・二）はいずれも地表地震断層を伴う海岸近くの直下地震であるが、活断層がほとんど認識できないところで発生した。一九四八年福井地震（マグニチュード七・一）も同様である（同三一五ページ八行目以下、Ｐ１証人三四回一一丁裏以下）。更には、一九八四年九月一四日の長野県西部地震（マグニチュード六・八）のように、もともと断層があると認められていなかった場所で、マグニチュードが六・五を超える地震が発生し、しかも地震断層も現われなかった例もある（Ｐ１証人三四回一二丁表以下）。そこで、「活断層がなくてもマグニチュード六・五以上の地震は起きる」として、松田時彦は、地表地震断層の生じない昀大地震をマグニチュード七・一にすべきだとし、島崎邦彦はこれを六・八に変えた方が良いとする（同三一六ページ）。この見解は、それ以上のマグニチュードの地震なら地表地震断層が出現すると考えてのものである。実際に、地表地震断層の発生を伴わずに生じた地震の昀大マグニチュードが六・五を優に超えていることからすれば。想定する直下地震のマグニチュードを六・五としたのが、合理的根拠に欠けていることは明らかである。しかも、右のとおり、出現した地震断層が浸食されるなどして認識できなくなることをも考えれば、地震断層の出現しない昀大地震を考えるだけでも不足ということになる。
特に、地震断層が、それまで活断層として認識できなかった場所に現れうるということになれば、原発の基礎岩盤が、地震断層でずれてしまうことも考えなければならない。そうなっては、耐震設計の前提が、完全に崩れ去ってしまうことになる。本件において、もっとも懸念されることは、後述のとおりまさしく基礎岩盤の破壊であるが、指針の直下地震の想定は、この点からしても、全く不相当であり、これによった動燃の耐震設計は、マグニチュードの想定が小さすぎて、不足している。
（二）　動燃は「衝撃的破壊」について考慮していない更には、直下地震のもう一つの危険性は、「衝撃的破壊」の生じうることである（甲ハ七二号証一九四ページ以下）。大崎の方法では、建物のそれぞれの高さの床の質量を一つの占に集中させて単純化し、扱う（甲ハ五二号証添付資料１４の第２・１図）。ところが、実際の建物は、連続して質量が分布する広がりを有しているから、一点にすべての質量が集中しているわけではないから、大崎の方法では実際の揺れの状況は正確には分からないということになる。そこで、生じた問題が、「衝撃的破壊」の問題であり、これが明白に現われたのが兵庫県南部地震であった。甲ハ七二号証一九四ページ以下は、


「兵庫県南部地震は、いわゆる直下地震であり、震源近傍に特有の激しい揺れが生じた。揺れの初期にきわめて激しい縦揺れと横揺れが、ほぼ同時におこり、比較的振幅の小さい揺れがそれに引き続いたことが、大きな特徴である。したがって、その揺れ初期の大振幅の一波とか二波が大震災の発生と大きく関係していたのではないかと考えられる。ところで、筆者が重視していることは、破壊や変形の生じた多数の被害のうちには、その揺れ初期の一波とか二波が主因となり、しかもそれらが作用したごく初期の○・三秒とか○・六秒の時刻に、構造物の一部に破損（大きく完全な破損の発生を指しているのではない）が生じたものがあった可能性が高いことである。このように発生した破壊やき裂が核となって、引き続く揺れにより生長・伝ぱし、大きな破壊をもたらしたもののあることが考えられる。」とし、そのような破壊（衝撃的破壊）の可能性は、建造物を単純化せずにありのままの実体に近い状態で調べることが必要だとしたのである。この衝撃的破壊については、「もんじゅ」の耐震設計では全く考慮しておらず、専ら右の質量集中の仮定に基づいて設計がなされている。
（三）　小括
動燃の行なった耐震設計は、想定する直下地震のマグニチュードを六・五として、本来想定すべき直下地震のマグニチュードを大きく下回っている点でも、直下地震を想定するならば基礎岩盤が断層によって破壊されることをも想定しなければならない点でも、また直下地震では想定すべき衝撃的破壊について全く検討してない点でも、明らかに合理性を欠いており、その結果、起こりうる地震に対して安全性が確保されていないのである。
三　「もんじゅ」は敷地近傍の活断層の活動によって損壊する
１　地震に弱い「もんじゅ」
本件原子炉は、冷却材にナトリウムを使用している。ナトリウムは、比熱が軽水の約三分の一であり、熱伝導率は軽水の約一〇〇倍と大きく、熱伝達率も大きい。一方「もんじゅ」の機器・配管はステンレス・スティールで作られており、金属の中でも特に熱膨張が大きい。そのため管の厚み方向の熱応力は、特に原発の起動や停止のように温度変化が早いときに問題となり、緊急停止のように急激な温度変化があるときに、配管や機器の材料にはそれらの内外に生じる急激な温度勾配によって、熱衝撃と言われる瞬時の大きな力が加わる。この熱衝撃を緩和するためには、材料の肉厚を薄くしなければならない。例えば「もんじゅ」の配管の直径は、加圧水型原発より一〇センチも太いのに、加圧水型原発の配管の厚さが七センチであるのに対し、「もんじゅ」においては、わずか一センチほどしかない。「もんじゅ」設計者からすれば、このように熱に対する強さと地震に対する強さとを双方兼ね備えさせなければならないが、相反する要求となってしまっていて、結局、地震に対する強さをぎりぎりまで犠牲にして、熱に対する強さを優先せざるをえなかったのである（甲イ一九九号証一八四ページ以下、図）。
この点は、設計者の側も認めているところであり、甲ハ四六号証の日本原子力産業会議の「原子動力研究会年会報告書」（Ⅶ―２６）で、石川島播磨重工業の杉浦光は次のとおり述べている。
「ＦＢＲでは圧力が低いため、容器、管は、耐震設計が支配的になるが、板厚を増すあるいは耐震支持点を増加させるためには、高温であるため熱応力設計から制約が生じ、耐震設計と高温構造設計での昀適化が重要となる。ＦＢＲは軽水炉に比較して建設コストが高いが、日本では特に耐震設計の影響が大きいとされている。」
耐震設計と高温構造設計との昀適化というのは、要するに、双方の要請が相反するため、その間でどのように妥協をはかるかということであり、高温構造設計のために、耐震設計はある程度犠牲にせざるをえないことになるのである。ところで、昀近になってようやく公開された設計及び工事の方法についての認可申請書には、具体的な構造設計の内容が記載されているが、その数値のほとんどが隠されて空白となっている。これほどまでに空白にしておかなければならない理由は、考え難く、右のとおり、熱応力設計上の要請と耐震設計上の要請との間の妥協の産物であるからこそ、判定の微妙なものも混じっていて開示できない可能性がある。この事実もまた、「もんじゅ」設計が、かろうじて合格したに過ぎないものであることを示すものとなっている。
２　「要注意断層」（ブロック境界断層）
（一）　古い考え方に立つ国の審査
歴史地震を重視する国の審査が、現在の地震に対する考え方に合致していないことはすでに述べた。そもそも、国はプレートテクトニクスを前提にしているかどうかも疑わしい。すでにプレートテクトニクスは、高校の教科書にも掲載されるほどの確立された常識となっている（甲ハ六九号証）。この考え方に立てば、第四紀後半、日本は同じように太平洋プレート、ユーラシアプレート、北米プレート、フィリピン海プレートによる応力場に置かれ、同じ断層運動が繰り返し生起してきたことが導かれる。活断層は、それぞれ活動性が異なるにしても、現在もみな活動している。それが、年平均変位量という概念に良く表わされている。この年平均変位量という概念は、断層がわずかずつ年々歪みを蓄積していっているということを前提としている。
この考え方に立てば、まずもって注意を要する断層は、松田時彦の言う要注意断層の考え方からすると、危険度が○・五を超える断層や空白域ということになる。しかし、指針には、このような空白域を考慮するという記述は一切登場しないし、もちろん、危険度等という概念も登場しない。
（二）　空白域
ブロック境界の断層については、部分的にすでに破壊された区間（破壊域）と長期間地震が発生していない区間（空白域）とを認めることができる。これを描いた図が甲ハ六七号証一九八ページの図であるが、本件敷地付近には、敦賀湾―伊勢湾構造線にＤとＥの二つの空白域が、花折―金剛断層線にＦの空白域が認められる。このうちＤは甲楽城断層の北部であり、Ｅは柳ヶ瀬断層、Ｆは木の芽（敦賀）断層と花折断層である。


（１）　甲楽城断層の北部は、これまでそれに対応する歴史地震が認められていないので、右甲ハ六七号証では一〇〇〇年を経過時間とみなしている。しかし、この経過時間が正しい保証はなく、もはや十分に歪が蓄積されている可能性は否定できない。しかも、一九六三年に甲楽城断層の南側部分が、マグニチュード六・九の地震を起こしており、松田時彦の言う「断層の一部分が活動したときの残余の部分」でもあるから、この部分が活動する可能性は、相当にあると見るべきである。また、一九六三年の地震のマグニチュードは六・九であるから、それほどエネルギーの解放は進んでいないと見るべきであり、北部が動いたときに動く範囲は、もう少し広範囲である可能性も大きい。なお、甲ハ六七号証では、二〇三ページで起こりうる地震のマグニチュードは七・二と記載されているのに、一九九ページでは＋七・三とされている。これは、十分に歪が蓄積されたら七・三であるが、経過時間を一〇〇〇年とすれば七・二であるということを意味する。だから、仮に経過時間が一〇〇〇年ではなくもっと長かったとすれば、必然的にマグニチュードは七・三となる。
この断層の南端が本件敷地の直近であるが、そこまでの距離は約一二・五キロメートル程度（仮に「震央」とすると一五キロメートル程度）となる。（２）　Ｅの柳ヶ瀬断層は、空白期間六七〇年とされている。しかし、？マークの付された一三二五年の地震は、マグニチュード六・七とされる地震であり（乙イ六号証六―五―二四の六の地震）、本来想定される七・三の地震の八分の一しかエネルギーが解放されていない。すると、この部分も、かなり歪が蓄積されている可能性がある。
この断層についても、その南部で一九〇九年に姉川地震が起きており、同様、同一断層の残余部分とも言えるから、その点からしても要注意断層と言うことができる。
この断層の北端（椿坂峠と金折は見ている様子である）が本件敷地の直近であるが、そこまでの距離は、約二〇キロメートル程度と見ることができる。（３）　花折断層と敦賀断層は、空白期間三三三年とされている。しかし、そもそも松田時彦の言う危険度Ｐの妥当性には、疑問が呈せられており、空白期間が比較的短いからと言って予断は許さない。いずれにせよ、甲ハ六七号証では、ここも空白域の一つとして上げているのであるから、やはり危険性はあると見るべきである。
甲ハ六七号証二〇〇ページには、「要注意断層への疑問」が記載されている。また、甲ハ六八号証五五ページ（二段目）にも、「こうなれば『同じ規模の地震が同じ規模で繰り返す』との固有地震説には疑問が出てくる」とされ、「次の地震の規模をもっと狭い範囲に特定することは難しいのが実情だ」として、「活断層があるというだけで黄色の信号がともっていると考えるべきだ」との松田時彦とＰ１８の言葉を引用している（同三段目）。まだ歪の充填には時間がかかるようにみえても、実際に地震が発生するかは分からないのである。
この部分の北端が本件敷地の直近であり、距離は約一八キロメートル程度であり、本来想定される地震のマグニチュードは七・五とされている。
３　断層不連続論争の終焉
―不連続の活断層も同時に動く―
動燃は、甲楽城断層と柳ヶ瀬断層と、その中間に存在する山中断層とを一つの断層系としてみるべきだとする原告らの主張に対して、これらの間に連続する破砕帯が認められない、両断層は各々異なる傾斜を示している等の理由を挙げて、これらを一つの断層系としてみようとはおらず、国もまた動燃のこの主張をそのまま受け継いで主張する。
これらの断層が、連続していることは、Ｐ１証人が正しく指摘するところであり（Ｐ１証人三五回五二丁以下）、柳ヶ瀬断層自体、南部は横ずれの成分が卓越して
いても北部では縦ずれの成
分が卓越している等、動燃の言い分は採用しがたいものであった。なお、これら断層は同じ敦賀湾―伊勢湾構造線の一部であり、一九六三年の越前岬沖地震は、甲ハ六七号証の前記空白域・破壊域の図では、双方の断層にまたがるものとして活動があったとされている。
ところで、実は、この議論は、現在ではもはやほとんど意味のないものとなってしまっている。すなわち、現実に起きた兵庫県南部地震では、三つの断層が次々と動いたが、甲ハ六五号証五一ページにあるように、昀初①の断層が動き、それが②、③の断層に飛び火して、三つの断層が動いたのである。このうち、①の断層は横ずれ型断層であったが、ここから飛び火した②の断層は逆断層型の断層であった。実際、同五〇ページの図にも、①と②の断層は、離れて記載されており、単に①の近傍にあった②の断層が、①の断層の運動の影響を受けて動き始めたことが分かるのである。
こうして、型が違って連続していない複数の断層も、飛び火して同時に動くことがありうることが、事実をもって明確に証明されてしまった。もはや、断層が「連続しているかいないか」ということを議論する意味はなくなってしまったと言って良い。ともかく近くにあれば、複数の断層は次々と動いてしまうことがありうるのである。乙ハ一六号証の松田時彦論文も、問題は地殻に蓄えられた歪エネルギーの歪領域の大小であるとする（二七〇ページ）。松田は、断層系が、一つの歪領域を形成してさえいれば良いと考えているのであり、二七三ページの図は、雁行しているわけでもない、連続していなさそうにも見える複数の断層が、一つの領域の中に描かれている。断層が連続しているか否かよりも歪領域の問題に帰着してしまっているのである。
４　地震地体構造から想定される地震は、より敷地近傍に想定しなければならない指針は、耐震設計の方法として、当該地域の地震地体構造から、昀大の地震を想定する方法を採用している。
具体的には、この地域における地震の規模の上限をマグニチュード七・八であるとし、この規模の地震を起こしうる長さの断層が六〇キロメートルの断層であることを考えて、相当する断層として花折断層を選定して、ここで発生するとしている。ところで、前記のとおり、仮に花折断層の位置で起こるとしても、敦賀断層とともに断層が動くと見るべきであり、そうなると震央距離としても、六〇キロメー
トルとは
行かなくなってしまい、約五〇キロメートル程度ということになる。更には、前記のとおり、甲楽城断層と山中断層、柳ヶ瀬断層とは一体のものであるから、どこかの部分で発生した地震は、仮にこれらの断層が連続していなかったとしても、次々飛び火して次々伝播する。すると、地震地体構造を考えると、これらの一体となった断層系として考える必要があり、甲楽城断層の位置にこのマグニチュード七・八の地震を考えることになるはずである。申請書で記載している限界地震中、もっとも敷地に影響を与える地震は、甲楽城断層で起こりうるとされるマグニチュード七・○の地震である。これを○・八上回った（地震のエネルギーでは一六倍ほど大きな地震となる）マグニチュードの地震であれば、敷地に極めて深刻な影響を与えることが確実であり、同じ断層で七・○の地震が起こりえるとして設計した「もんじゅ」は、到底健全性を保ちえない。


５　ブロック内の考慮されるべき危険な活断層
甲ハ六七号証（二〇五ページ一三行目以下）によれば、「ブロック境界では、空白域が来るべき地震で破壊する可能性の高い区域であるとみなし、地震危険度を見積もってきた。ところが、ブロック内ではブロック境界と同じ方法で地震の起きる危険度の高い領域を検出するとができない。」とされる。また、同二〇六ページには、「従来の考えでは活動間隔が、Ａ級活断層一〇〇〇年、Ｃ級一〇〇〇〇年、Ｂ級がその中間の値をとるとみなされてきた」が、そのような関係は同ページの表からは読み取れないとし、「危険とみなされる活断層の範囲は、・・・一万年を考えればすべての活断層が評価の対象となろう」（同二〇七ページ下から六行目以下）としている。
こうして、実は、本件敷地周辺の断層は、すべてが要注意ということになり、耐震設計審査指針の考えを考慮するなら、すべてが設計用昀強地震とならなければならなくなるのである。
そこで、本件敷地周辺で、ブロック境界ではない、危険な断層について見ることとする。
（一）　白木―丹生リニアメント＋Ｓ―１５～１７
（１）　まず、本件敷地の沖合に海底音波探査で存在の確認されたＳ―１５～１７の断層がある。これらの断層の活動性は明らかではないが、すでに相当期間活動がなく、歪は一〇〇％近く蓄積されている可能性がある。Ｓ―１５と１７とは伏在断層とされていて、かなり長期間活動をしていないことが明らかであり、極めて危険な断層と言うことができるであろう（甲ハ六九号証）。次に白木―丹生リニアメントは、「日本の活断層」で活断層の疑いのあるリニアメントと記載されているものである。このリニアメントは、その延長上に海底断層Ｓ―１５～１７があって、これと走行方向が調和的であることからしても、活断層の疑いは相当程度あるものと思われる。このリニアメントとＳ―５～１７との連続性はその相互の位置関係からあるものと思われるが、すでに述べたとおり、どちらにしても、断層が近傍に連続しうる形態で存在していたなら、実際に連続しているか否かは無関係に、一方が活動したとき、その影響を受けて同時に活動する可能性がある。実際の断層は、地表地震断層の前後の地中に更に続いており地表の断層は、その氷山の一角でしかないことは、今回の兵庫県南部地震によっても実証されている。すると、白木―丹生リニアメシトとＳ―１５～１７とは一つの断層であるか、少なくとも地下では相当部分がオーバーラップしている可能性が高い。だから、これらの断層およびリニアメントは一つの断層系として考える必要は確実にある。
（２）　ところで、動燃は、このリニアメントが、「日本の活断層」で確実度Ⅲとされていて、この確実度Ⅲというのは、「活断層の疑いがある」というに過ぎず、活断層ではない可能性が大ということを意味すると主張しており、申請書にも確実度皿であると記載されているので、国も同様の立場を取っていると思われる。そこで、以下、この点を検討する。
確かに確実度がⅢであれば、「活断層の疑いがある」という程度にとどまることは「日本の活断層」記載のとおりである。しかし、「疑いがある」という程度であれば、耐震設計の基礎にする必要がないというわけには行かない。原発、特に高速増殖炉は、多量の放射能、とりわけ危険なプルトニウムを多量に内蔵しており、しかも高速増殖炉は、熱応力設計が必要なため地震に弱い構造とならざるをえない宿命にある。だから、疑いがあったら、それだけでその想定される活断層に対する備えを十分にしておかなければならない。そうでなければ疑いが現実化したときに、取り返しのつかないことになってしまう。これは、事故の発生確率に対するのと同様の考え方である。例えば確実度Ⅲの一〇個の活断層のうち一でも、活断層であるならば、そのような危険な賭けはするわけには行かないのである。もっとも、確実度Ⅱの断層が、「活断層と推定されるもの」とされていることと対比すれば、確実度Ⅱのものは活断層である可能性が五〇％以上のもの、確実度Ⅲのリニアメントは、活断層である可能性が五〇％以下のものと見るべきであるから、決してそれほど可能性が小さいというわけではない。
だから、確実度がⅢであることのみで良しとされて、それ以上の検討なく「もんじゅ」設置が許されてはならないのである。これを別の角度でみるなら、要するに原告側は、当該リニアメントは断層の疑いがあるという程度に立証すれば足り、疑いがあることを立証できれば、あとは被告側で断層ではないことを立証しなければならないということになる。立証責任はこの程度までは原告側にその後は被告側が負う。
ところが、動燃は、どうやら確実度Ⅲと言えば、それで足りると思っているようである。ここでも、動燃は、可能性が五〇％以下のものは耐震設計で考慮する必要がないと言っているのである。前述の松田式、金井式についても、同様に、この式で算出ざれる値より大きくなる、全体の半数の実測値は考慮しなくて良いと、動燃も国も考えているのであるが、動燃も国も、半数に満たないデータは無視をするという基本的立場を、ここでも堅持しようとしているのである。しかし、動燃も、これだけではさすがに相当ではないと考えたのか、更に「このリニアメントの周辺地域を詳細に踏査し、確認できる露頭はすべて調査した結果、この地域の花崗岩は、小規模な粘土化帯がいくつか認められるものの、リニアメントに沿った連続する断層は認められない。また、この粘土化帯を不整合に被覆する下末吉層相当層に対比され翻る被覆層には変位が認められない」と申請書に記載している。
ところで、周辺地域の露頭は、甲ハ一二号証添付の図面のように存在する。この白木峠の道に沿ったところに露頭がところどころ散在しているのである（図面で斜線の付されている道沿いの崖状部分）。だから、この道から離れたところに露頭があるわけではなく、詳細に踏査したと言っても、道沿いの露頭を見たというだけなのである。
これら露頭は、甲ハ一二号証の写真に撮影されているが、①の写真の段になっている上の崖の部分の粘土化帯を②と③とで撮影してある。これらは、その状態からして北東―南西方向に走る粘土化帯であり、それがどこまで続いているかは、確認することができない。甲ハ


一三号証には、粘土化帯が北東―南西方向に走行して何本も描かれているが、露頭部分から推定したものであって、これらの表層土壌をはがして確認したというものではありえない。そのような作業を行なったという主張も証拠もないし、そもそもそうした調査を行なった形跡は、写真からも全く見られない。要するに、動燃の行なった現場での地質踏査なるものは、いつでも確認することのできるいくつかの道沿いの露頭を見たというだけなのであって、それでリニアメントを断層ではないと断定しようと言うのである。何と大胆不敵な発想であることか。それだけの作業で、そこまでの断定などできようはずがない。本当に断層ではないと否定したいなら、手近にある露頭を見るだけなどという安易な方法ではなく、多額の資金が必要であろうと、大規模に表層土壌を除去して基盤の状況を直接確認することが必要であり、この方法のみによって、リニアメントを断層ではないと確定することができるのである。なお、写真に撮影されている二段になった比較的大きな露頭は、近時、工事の都合で作られた露頭であり、甲ハ一二号証添付の図面作成時にはなかったものである。この新たな露頭でも、それまで発見されていなかったいくつかの粘土化が発見されている。要するに、この周辺には、北西―南北方向にいくつもの粘土化帯が走行しているものと思われ、これを切る断層がないかどうかを表層土壌を除去して検討するならともかく、そのうちのいくつかをただ観察したとしても、何の有益な結論も導かないことは明らかである。
更に動燃は、海域のＳ―１５～１７についても検討し、これが活構造ではないと申請書に記載している。しかしまず、この音波探査を行なった当事者であり、本件に利害関係を有さない海上保安庁水路部が、これを活断層だと認めていることが重要である。また、すでに述べたように、この部分の音波探査記録（Ｓ―１７の南端部分）では、④の部分の昀上位層には地層の乱れはないが、その下方を見れば、変位した地層の山状の形態が、下に行くほど高く鋭くなっていっていて、地層にも乱れが認められる。これは、明らかに定期的にこの断層が活動していること、いまなお活動していることを示しているのである。
動燃は、こうして白木―丹生リニアメントについては、「日本の活断層」の記載にもかかわらず、活断層ではないと断定し、Ｓ―１５～１７の断層についても、活断層ではないとする。ところが、この動燃の主張は、一向に受け入れられることもなく、「日本の活断層」は、一九九一年に新版が発行されたが、そこでも動燃の主張にもかかわらず、あいかわらず右リニアメントは、活断層の疑いがあるとされ続けているのである。
（３）　こうして、Ｓ―１５～１７と白木―丹生リニアメントはあわせて一つの断層として見て、本件審査の資料としなければならない。そこで一この断層の長さを見れば、全部で一四キロメートルあり、これを松田式にあてはめれば、マグニチュード六・七の地震が発生することになる（甲ハ七四号証）。この地震のもたらす地震動の大きさを図で見ると、その地震動の大きさを知ることができる（図５―３―４）。
なお、実際に断層の走行しているのは、本件敷地のわずか一キロメートル足らずの箇所であるが、動燃、国の採用する震央距離をとれば二・五キロメートルになってしまう。目の前一キロメートルを走行する長さ一四キロメートルの断層が動いた場合、断層の中央のところの一キロメートル離れた場所に敷地があるのか、あるいは一四キロメートルの断層の中央から二・五キロメートル南下した断層部分から一キロメートル弱離れた場所にあるのかで、違うとはだれも思わない。ここに震央距離という考え方の不自然さがある。この点を見れば、たとえ震央距離を二・五キロメートルとしたとしても、本断層が、他の断層の点とは比較にならない大きな地震動をもたらすことが、一目瞭然に分かるであろう。そこで、更に進んで、この断層が活動したときの想定される昀大速度振幅を、近距離の地震でも適用可能なＰ１９・田中の式（甲ハ七三号証、なお甲ハ六〇号証の原子力安全委員会の「検討会」報告書も三八ページにこのＰ１９の経験式を掲載して、その信頼性を認めている）により算定すると、四三・四カインとなる（甲ハ七四号証）。この値は、模擬地震波のＳ２の昀大速度振幅二二・八カインの一・九倍の値である。しかもこの値は、まだ松田式、Ｐ１９式の誤差の問題は考慮していない値であり、誤差を考慮すれば、更にその値は大きくならざるをえない。すでに述べたように、「もんじゅ」は、熱応力設計上の要請から、耐震設計に安全余裕がほとんどないことは確実である。だから、この動燃が想定した昀大速度振幅の一・九倍の昀大速度振幅に耐えられる設計になっているはずはなく、まして、松田式、Ｐ１９式の誤差を考えれば、「もんじゅ」が想定できる昀大の地震に対して安全を確保することができないことは明らかである。
（４）　直下地震については、兵庫県南部地震が示したように、従来の動的解析では足らない「衝撃的破壊」が生じた。従来の解析が実際の建造物を、著しく単純化したモデルを用いていたために、この「衝撃的破壊」を扱うことができなかった。これを改めようとするのが、甲ハ七二号証一九四ページ以下である。この直下地震の場合に、現実の建物で起こりうる「衝撃的破壊」については、「もんじゅ」の耐震設計では全く検討されておらず、専ら右の質量集中の仮定に基づいて設計がなされている。実際に白木―丹生リニアメント＋Ｓ―１５～１７が活動して直下地震が発生したときには、この兵庫県南部地震で起こったような破壊が起こる可能性が否定できない。


（５）　次に見ておかなくてはならないのが、本件敷地におけるボーリング調査の結果である。それをまとめたのが、乙イ六号証６１３―１３１等の図面であり、これはＰ２証人三三回にも図面として添付されている。ここにあるＣＬ級、Ｄ級の岩盤の分布状況を見ると、平面図で北北東―南南西方向に細長く分布している。この走行方向は、白木―丹生リニアメントと海域のＳ―１５～１７の断層の走行方向とすこぶる調和的である。また、乙イ六号証６―３―１４２に記載されているボーリング柱状図にの九九メートル付近の記載には、「たて方向の条線および鏡肌が認められる。」と書かれ、同６―３―１６８の柱状図では、その一五九メートル付近には、傾斜八○度前後の破砕帯が、幅一メートル強にわたってあるとされ、更にピンク色粘土、黒色酸化物もあると記載されている。Ｐ１証人は、これを断層運動にともなってできた部分だと証言する（Ｐ１証人三六回一七丁）。実際、条線や鏡肌は、これをはさんだ二つの岩盤が動いたからこそできたと見るべきであろうから、やはり断層である疑いが濃厚である。なお、この弱い岩盤がどの程度広がっているかは、判然とはしない。甲ハ三九号証添付の図面Ａの、原子炉建屋の下に細長いスポット状に存在するＣＬ級岩盤（青色で図示）は、そこにボーリングが届いて分かったものであるが、そこだけスポット状にあるというのも不自然で、実はボーリングがそれほど密になされているわけではないため、この弱い岩盤が更に広く続いている可能性が高い。結局、本件原子炉の真下にも断層が走行しているということになる。原子炉直下の断層は、主たる断層ではなく、副次的な断層であると思われる。しかし、断層が動いたときに同時にこの断層も動く可能性があって、そのようなことを想定した設計でもないから、「もんじゅ」の施設は甚大な損傷を受けることになる。なお、仮にこれが断層ではないとしても、断層に伴う亀裂である可能性は高い。甲ハ七二号証二一ページ一〇行目によれば、兵庫県南部地震でも、「神戸・阪神地域では、地表に多数の亀裂が発生し、その中には系統的な変位を示すものも報告されているが、明瞭な地震断層は認められていない」。
仮に、これが断層ではなく亀裂であったとしても、「もんじゅ」の耐震設計は、あくまでも基盤の岩盤は健全であって割れたり変位したりしないことが前提であるから、その前提が全く崩れてしまう。
（二）　敦賀半島西岸断層
右の白木―丹生リニアメントから更に断層は南方に続く。この断層（敦賀半島西岸断層）の総変位量は八〇〇メートルで、断層の西側地塊を八〇〇メートル南に移動させれば、いくつもの点で東西の地形がよく合致する。この付近が東西から圧縮されているから、この右横ずれ断層である敦賀半島西岸断層と対をなすＳ２１～２６の断層系が左横ずれ断層であることは、良く力学的に合致する。この断層の長さは、約一九キロメートルであり、断層が動くことによって発生する地震のマグニチュードは六・九である。この敦賀半島西岸断層が動いたときの地震動の大きさについても、乙イ六号証六―五―四三の図にあてはめてみる。この断層としてみた場合、震央は、ほぼ本件敷地の前になり、震央距離は約一キロメートルということになる。
（三）　Ｓ―２～２７＋野坂断層
Ｓ―２―～２７は、海底音波探査で存在の確認された断層群である。このＳ２７より南東には、まだ断層を延長する形で若干の急崖が続いており、その先には更に野坂断層が、ちょうどこれら断層系の延長上に続いている。この断層群について、乙イ六号証の申請書（６―３―２７）は、「なお、この断層群は陸域の野坂断層と地質構造上調和的であるが、音波探査の結果、両断層の海域には断層が認められないことから、Ｓ―２１～Ｓ２７断層と野坂断層は連続しないものと判断する。」としている。
このＳ―２１～２７断層群の南東延長線上にも、わずかの高度ではあるが、多少
の急崖が続いて
いる。この部分については、確かに海底音波探査で断層とされてはいないが、地下深部では断層となっている可能性は否定できない。兵庫県南部地震でも、野島断層以東は、断層は地下深部に潜ってしまって、地表面では摺曲となって現われていた。このＳ―２７以東の地形は、断層とはされてはいないものの、断層崖を延長した地形であり、地下の断層による摺曲地形と見ることが可能である。そこに断層が見当たらないからと言って、それで地下で更に断層が続いている可能性を否定できないし、むしろそのように続いていると見た方が地形上も合理的である。実際、地表地震断層は、活動した地中深く存在する断層のうちの氷山の一角でしかない。兵庫県南部地震の活動した断層の状況を見れば、この点は一目瞭然であり、地表地震断層の前後に実際に動いた断層はかなりの区間続いている（甲ハ六五号証九一ページの図）。したがって、Ｓ―２７の更にその南東に、この断層群の地中の延長部分は続いていることは確実である。一方、野坂断層についても、その北西側に野坂断層の地中の延長部分が続いていることも確実である。してみればＳ―２１～２７の断層群と、正確にこの断層群を延長して続く野坂断層は、やはり一体となった断層と見るのが合理的であり、仮に連続していなくとも、少なくとも、地下深部ではＳ―２１～２７断層群の極く近傍からオーバーラップして野坂断層は始まっていると見るべきである。したがってこの断層群が活動すれば、その断層の動きに影響されて飛び火して、兵庫県南部地震で①断層から②断層と③断層とに飛び火したように、これに続いて野坂断層が動く可能性はやはり否定できない。こうして、このＳ―２１～２７断層群と野坂断層とは一体のものとして考えるべきことになるが、全体の断層群としては、この断層群は、長さ二九キロメートル、断層距離九キロメートルの断層群となる。これに松田式を適用すると、マグニチュード七・三となるが、念のため動燃や国の言い分のとおりに震央距離を求めると一〇キロメートルとなるので、これを他の断層同様、図に書き入れる（図５―３―４）。
この断層群についても、申請書で検討した甲楽城断層等の活断層より、大きな地震動を本件敷地に与えることが、この図からも明らかである。もっとも、マグニチュードも、想定された昀大の地震動を与えるとされる甲楽城断層のＭ七・〇より
〇・三も大きく（地


震のエネルギーで三倍程度の違いとなる）、距離も甲楽城断層が一一・五キロメートルとされるのに対して、一〇キロメートルと近いから、この想定された昀大の地震動よりかなり大きくなるのはいわば当然のことであろう。そこで更に、昀大速度振幅を金井式とＰ１９式とで計算すれば、金井式では二六・五カイン、Ｐ１９式では三八・四カインとなる（なお、断層距離が一〇キロメートル未満のこの断層については、Ｐ１９式をより適切な経験式とすべきであろう）。この値は、模擬地震波のＳ２の昀大速度振幅二二・八カインの一・一六倍（金井式）、一・六八倍（Ｐ１９式）の値である。しかもこれらの値は金井式、Ｐ１９式のそれぞれ誤差を考慮していない値でしかなく、誤差の上限を金井式の二・五倍とすれば昀大速度振幅は六六・二カインとなり、模擬地震波の二二・八カインの二・九倍となる。しかも、この値はまだＰ１９式の誤差を考慮してはいない値でしかない。「もんじゅ」は、すでに述べたように熱応力設計上の制約から耐震設計での安全余裕がわずかしかない。すると、金井式で算出した二六・五カインの地震であっても、はたして施設が健全性を保てるか大いに疑問であるし、ましてＰ１９式で算出した三八・四カインや金井式の値に誤差として二・五倍を乗じた六六・二カインの地震動に「もんじゅ」の施設が耐えられるはずはない。６　各地震の危険性の要約
（一）　以上のとおり、歴史地震を重視して設計用昀強地震を策定しようということ自体が誤りであり、原子炉施設設計の対象として考慮すべき地震としては、構造線上の空白域とその他のブロック内の活断層が動いたときの地震を考えるべきである。そこで、構造線上の空白域から、甲楽城断層（北部）を、近傍のブロック内断層からＳ―１５～１７＋白木―丹生リニアメントの断層群、敦賀半島西岸断層、Ｓ―２１～２７＋野坂断層の断層群とを検討すると、どれも申請書で取り上げた地震（設計用限界地震・昀大のものが甲楽城断層が活動したときのものとされる）よりかなり大きな地震動をもたらすこととなる。
なお、白木―丹生リニアメントは確実度Ⅲとされているが、原発の耐震設計上、確実度Ⅲの断層は、存在する可能性のあるものとして扱わなければならない。このリニアメントについての動燃の調査は現に存在する露頭を調査したにすぎず、不十分であって、このリニアメントを活断層ではないと断定するには足らない。
（二）　これらの地震は、どれもいつ動いてもおかしくはない状態にある。空白域にある甲楽城断層は当然のことながら、その他の断層も堆積層に覆われる等して昀近活動した様子がなく、歪は相当に蓄積されているものと思われる。（三）松田式、金井式は大きな誤差を避けられない経験式であり（Ｐ１９式も同様である）、その誤差の上限を採用して耐震設計をすることが必要である。（四）　右の考慮すべき地震に、松田式、金井式もしくは原子力安全委員会の「平成七年兵庫県南部地震をふまえた原子力施設耐震安全検討会」も採用するＰ１９式をあてはめると、動燃・国が選定した地震から算出される地震動の大きさより、更に大きな地震動が施設に影響を及ぼすことになる。白木―丹生リニアメント＋Ｓ―１５～１７の断層では、Ｐ１９式によって算出される昀大速度振幅は、四三・四カインとなり、模擬地震波のＳ２の昀大速度振幅二二・八カインの一・九倍の値となる。またＳ―２１～２７＋野坂断層での昀大速度振幅は、金井式で二六・五カイン、Ｐ１９式で三八・四カインとなり、模擬地震波のＳ２の昀大速度振幅二二・八カインは一・一六倍（金井式）、一・六八倍（Ｐ１９式）、金井式の誤差を二・五倍とすれば六六・二カインという値になる。
その上、更に松田式・Ｐ１９式の誤差の上限を取ると、更に大きな平均速度振幅を用いなければならなくなる。
（五）もともと「もんじゅ」は、熱応力設計と耐震設計という相反する要請の妥協の産物として設計がなされざるをえない宿命にある原子炉である。耐震設計審査指針では、Ｓ２地震との組み合わせで、すでに「建物の相当部分が降伏し、塑性変形する場合でも過大な変形等が生じ、その施設の機能に影響を及ぼすことがないこと」とされていて、施設が変形する等の被害を受けても可とする扱いとなっている。もはやすでにそこには安全余裕はないと見て良い。とりわけ耐震設計を犠牲にしてでも熱応力設計を行なわなければならない「もんじゅ」では、安全余裕が切り捨てられている可能性が高い。
そうであれば、これほど大きな地震動に耐えられるはずはなく、多くの施設が崩壊することになってしまう。
（六）　白木―丹生リニアメント＋Ｓ―１５～１７の断層は、直下地震を引き起こす。本件敷地の原子炉設置部分の直下には、走行方向が右断層と調和する、弱い岩盤の広がった薄い面がある。条線が見られ
る等、これが断層である可能性は高い。これが断層であったとすれば、本件許可の前提である施設の基礎岩盤自体の健全性が損なわれることになる。右断層は、直下地震を引き起こすが、直下地震について近時問題とされている衝撃的破壊の生ずる可能性も否定できない。
したがって、特に現在の知見に照らすと、「もんじゅ」近傍の活断層が活動する可能性があり、その場合、「もんじゅ」が損壊する蓋然性は高い。
７　地震によって生じる施設の損傷
想定外の地震動によって施設の受ける損傷の特徴は、同時に多数の建物や設備が損傷を受けることである。三系統の冷却系設備があっても、それがすべて同時に損壊する可能性が高く、また建屋にしても、原子炉容器にしても、更には配線等の設備やガードベッセルでさえ健全性を保ちうるかどうか疑問がある。要するに、すべての施設が、同時に損傷を受ける可能性がある。これが他の事故とは大いに異なるところなのである。例えば、冷却系設備がすべて損傷を受けて機能しなくなれば、崩壊熱の除去もできなくなり、運転を中止している現在であっても、炉心崩壊を招く。
一旦、想定外の地震が施設を襲ったときに施設が受ける損傷は、広範囲かつ深刻であり、多量のプルトニウムを含む放射能が施設外に漏出し、多数の住民が死亡するなどの深刻な被害が生じ、付近一帯を汚染し、更に日本列島の相当部分を放棄せざるをえない事態が、十分に想像可能なのである。


これまで日本列島は、歴史的に稀有な静穏期であったと言われ、兵庫県南部地震を機に激動期に入ったのではないかと多くの学者が言う。現在、生活している国民のほとんどが想像し難い、激しい時代に突入しようとしているのである。Ｐ１８は、次のように言う（甲ハ七二号証二二二ページ以下）。「地震はなぜおこるのかという問題に対する、行政を含めて一般の意識が、あまりに低すぎた。それは古代人に劣るといってよいだろう。かえって自然にたいする畏怖感がなくなっていることが、大災害につながったとも言える。その責任は、われわれ地球科学者にもある。
地震は地殻歪みの蓄積が破断現象を伴って解放される現象で、一過性のものではない。グローバルにみれば日本列島全体が地殻の巨大な歪み帯である。しかしそのなかでも地震のとくにおこりやすいところがある。それは地質構造にも地形にもあらわれていることが急速にわかりつつある。地震や火山爆発などは、台風・洪水・土石流などとはちがって一桁大きいタイムスパンでの中でおこるカタストロフィックな事件である。それらを視野に入れた、日本列島に生きるための自然観を、社会に浸透させてゆくのが、地球科学者の役目であろう。」本件判決で、裁判所が、地震の危険性を、正しい自然観のもと、正しく指摘することがぜひとも必要である。もし裁判所が、その指摘を怠るなら、日本列島は危険な賭けの中に置かれる。判決が正しい指摘を怠って、多数の住民が死亡するなどの深刻な被害が生じ、日本列島の相当部分を放棄したときには、本件判決をなした裁判所の責任も厳しく問われることになるだろう。そのようなことのないよう、正しい判決をすることを、原告らは強く求めるものである。四　自然的立地条件に係る安全確保に関する被告の主張に対する反論１　仮に被告動燃の昀強地震及び限界地震の想定の方法及び結果が正しいとしても、松田式及び金井式の誤差を考慮していないため、その誤差の限界あるいはそれを超える地震動が生じた場合、本件原子炉が損壊する蓋然性が高い。ちなみに右松田式は、どこまで行っても「単なる目安」でしかなく、「合理的な式」とも言えない。ここには大きな誤差が内包されることが当然の前提となっており、この誤差について考えないなら、それだけで「もんじゅ」の危険性は、除去されていないことになる。
これら誤差について、被告動燃は、その後の耐震設計で安全余裕があるから大丈夫だと主張するかも知れないが、大丈夫だと断定するためには、具体的な根拠が必要である。安全性が真に確保されると主張するなら、誤差をどれほどと見積もって、その誤差のどの程度まで（何σまで）を誤差の範囲として取っているのか、それに対する安全余裕はどれほど取っているという具体的な主張がなければならない。
また、金井式が合理的な式であるとは言えないことは原告が既に主張したとおりであるが、仮に金井式が合理的な式であったとしても、大きな誤差を内包する式であることには違いがない。合理的な式であるかどうかは、誤差を考慮すべきかどうかの議論とは直接には関係せず、ただ不合理な式であれば、より大きな誤差を伴うものとして考慮しなければならないだけである。
平成一〇年二月一五日付Ｐ４証人調書添付４は、標準偏差等について論述した書籍の抜粋であるが、これによれば、１σの範囲にデータのある確率は０・６８２７であり、田中貞二論文が金井式の誤差を〇・六四～〇・五七としているのは、その程度の誤差についてのものである。これを２σとすれば、確率は０・９５４５となり、３σとすれば確率は０・９９７３となる。すなわち、誤差が二・五倍までありうるとする甲ハ九号証の図は、３σ（１＋０・５７×３）にほぼ相当するのであり、被告動燃も正当とする右田中論文からしても誤差は少なくとも二・五倍程度を考えなければならない。
考慮する誤差は、それを一σまでとするのか、３σ、４σとするのかによって異なってくる。被告動燃が、「耐震設計の全体の保守性」によってカバーできると主張するかもしれないから、あらかじめ、これについて見れば、何σまでの誤差について保守性でカバーできるかを明らかにしないなら、その主張は無意味ですらある。５σでも１０σでもあるいは１００σでも１０００σでも対応できると主張しているはずはありえないからである。もし被告動燃が右のような主張をするなら、どの程度の誤差までを考慮しているのか、安全審査において実際に誤差をどの程度まで考慮するという議論がなされたのか、耐震設計の全体の安全性によって、どう具体的に対応できると主張するのか、誤差について対応できるとする証拠は、全証拠中どこにあるのかを明らかにすべきである。
被告動燃は、兵庫県南部地震においては、一つの断層帯中の数の断層は連続していなくとも同時に動くことを認めた上で、原告が主張するような、複数の断層の同時活動の可能性については否定する。しかし、実際に活動してみて始めて、連続した断層であるとか、同じ断層帯に属していると判明することもあるのであるから、原告の主張を否定することはできないはずである。
２　被告動燃は、原告の「被告動燃は、松田式及び金井式の誤差を考慮していないため、その誤差の限界あるいはそれを超える地震動が生じた場合に、本件原子炉が崩壊する可能性が高い。耐震設計に安全余裕があると言っても、安全性が真に確保されるためには、誤差をどれほどと見積もって、その誤差のどの程度までを誤差の範囲として取り、それに対する安全余裕はどれほど取っているのかという具体的な
主張が必要だ」との主張に対し、
①　松田式も金井式も経験式に属するもので、他の原子炉施設においても有用な経験式として現在も広く活用されている。
②　金井式、松田式を用いて策定した基準地震動
により模擬地震波を作成し、算定された動的地震力に対し十分な安全余裕を有するよう「もんじゅ」の耐震設計を行ったが、その際に、松田式及び金井式が経験式であることは当然、前提としている。と主張する。
このうち、松田式、金井式が他の原子炉施設においても広く用いられているとの主張は、「誤差問題」に対する何の反論にもなっていないものである。他の原子炉施設においても松田式、金井式が用いられているとしても、それは他の原子炉施設でも、「誤差問題」を完全に無視した耐震設計が行なわれているということを意味しているに過ぎない。
また、「十分な安全余裕を有するよう耐震設計を行った」と被告動燃は主張するが、「具体的に、誤差をどれだけと見積もって、その誤差のどの程度までを誤差の範囲として取り、それに対する安全余裕はどれほど取っているのかという主張・立証が必要」なのであり、ただ安全だと言っていてすむわけはない。安全余裕の存在は、具体的数値で示されなければならない。


実はこの「誤差問題」は、これまでこのように問題とされたことがなかった。「誤差問題」に踏み込めば、金井式にしてもかなり大きな誤差を見込まなければならず、松田式に至っては、データが極めて少ないから、誤差を判断ずるほどのデータがなく（だからこそ「単なる目安」にとどまっているのである）、仮に誤差を考えるなら、極めて大きな誤差を考えなくてはならなくなってしまう。松田式においては誤差をマグニチュード〇・六程度（地震のエネルギーで八倍程度）までは取らなくてはならないことはすでに指摘したところであるが、〇・六（エネルギーで八倍）で足りるという保証も実はない。マグニチュードで〇・八（エネルギーで一六倍）や一・〇（エネルギーで三二倍）でも足りるのかどうかも不明である。ここでの問題は、松田式が合理的か新松田式が合理的かの問題ではない。金井式についても同様に、それが合理的かどうかの問題ではない。いずれの式が合理的であろうと、経験式を導いた基礎となる数値がどこまでの範囲に存在するか、その数値の限界がどこにあるのかが問題なのであって、それら数値の平均的な値がどこかは、保守性の要求される原発の耐震設計では必要はない。必要なことは、誤差の限界を求め、それを保守的な値として使用することである。それが耐震設計の出発点でなくてはならず、それを行っていない耐震設計は耐震設計の名に価しない。
３　「誤差問題」に対する被告動燃の立場は次のようにまとめられる。（一）　被告動燃は松田式の誤差の範囲の推定を行っていない。①　被告動燃は、松田式の誤差の昀大限の推定値を具体的に算出し、地震が発生したときの地震動の大きさを、その昀大限の推定値のマグニチュードを用いて算出した上での耐震設計を行っていない。
②　したがって、被告動燃には、対象としている断層から、実際にどれだけの大きさのマグニチュードの地震が昀大限起りうるかが、分からない。③　したがって、被告動燃には、松田式の誤差の昀大限の地震が発生したときに、その後の耐震設計で「安全余裕」をとったとしても、その「安全余裕」で足りるかどうかが分からない。
（二）　被告動燃は、金井式の誤差の範囲の推定を行っていない。①　被告動燃は、金井式の誤差の昀大限の推定値を具体的に算出し、その昀大限の地震動を用いた耐震設計を行っていない。
②　したがって、被告動燃には、対象としている断層が活動したときに、実際にど
れだけの地震動が昀大限発生しうるかが、分からない
③　したがって、被告動燃には、金井式の誤差の昀大限の地震動が発生したときに、その後の耐震設計で「安全余裕」をとったとしても、その「安全余裕」で足りるかどうかが分からない。
４　原告らの主張の要約
昀後に原告らの「誤差問題」についての主張を明確にしておくため、その主要な点を要約する。
①　松田式は、すこぶる大きな誤差を内包する式であり、マグニチュードとして少なくとも〇・六（エネルギーとして約八倍）の誤差を考えなければならない。しかも、誤差の評定が困難であることからすれば、〇・六では不足するものと思われ、〇・八（エネルギーとして約一六倍）、あるいは一・〇（エネルギーとして約三二倍）程度の誤差を考える必要がある。
②　金井式も、大きな誤差を内包する。誤差としては二・五倍程度は考慮する必要がある。
③　耐震設計は、松田式、金井式の誤差の昀大値を用いて行なわなければならない。それが、起こりうる地震の昀大のマグニチュード、昀大の地震を示すものだからである。
④　耐震設計上の安全余裕が十分であるかどうか（十分な保守性が存在するかどうか）の評価は、松田式、金井式の誤差の昀大値がどれだけかを評価して、初めて可能である。
⑤　ところが、被告動燃は、松田式、金井式の誤差の昀大値を取った上での耐震設
計の評価


をしていないから、耐震設計において十分な安全余裕があるとは言えない。⑥　松田式、金井式の誤差は、前記のように巨大であるから、これに対処できるだけの安全余裕は、「もんじゅ」の耐震設計には存在していない。５　自然的立地条件に係る安全確保について、原告らが主張したポイントは、①時代遅れの基準に従って、地震動を本来区分する理由のないＳ１、Ｓ２に区分して歴史地震を重視して、その反面で活断層を軽視していること、②考慮すべき誤差を無視しているために想定に保守性がないこと、③考慮すべき活断層を五万年以降活動した（と立証される）活断層、又は地震の再来期間が五万年未満のもの（と立証される）活断層に限って、本来考慮すべき活断層を考慮の外に置くことができることとしたこと、④生ずべき直下地震についても想定するマグニチュードを現在の科学的知見にそぐわない小さなものしか想定せず、更には直下地震により地震断層の出現や衝撃的破壊を一切考慮していないこと、⑤現在の知見に従えば、危険なのは地震の空白域であり、また地震の再来年数の相当割合が経過した活断層であり、甲楽城断層の北部の空白域が問題となり、他の活断層としては、白木―丹生リニアメント＋Ｓ１５～１７の活断層、Ｓ２１～２７＋野坂断層の活断層がある、これらが動いたときには、申請書の想定した地震動の大きさを大幅に上回ること、⑥白木―丹生リニアメントは「日本の活断層」で確実度３とされているが、この確実度３程度の可能性があれば、断層として扱って耐震設計をしなければ危険であり、これが活断層であることを否定すべく、動燃によってなされた周辺の露頭の調査は全く不十分であこと、⑦断層は仮に連続していなくとも、近くにある複数の連続しない断層が同時に動く可能性があることという各点である。このうち、被告動燃が多少なりとも反論しているものは、白木―丹生リニアメント＋Ｓ１５～１７を含む敦賀半島西岸断層、Ｓ２１～２７＋野坂断層の活断層についての主張に対してであるが、これらは本件申請書の域を出たものではなく、現在の科学的知見に基づいたものではないので反論として全く不十分なものある。その他の点については、ほぼ全く反論がない。特に、松田式、金井式の誤差の問題については、一九九七年五月二一日付原告準備書面にて明白に主張されており、五万年で活断層を切り捨てることが不当であることについても、Ｐ１証人が強く主張していたところである。被告動燃は、原告らの主張を精査して、昀終準備書面を作成したと昀終準備書面の口頭陳述で述べたが、これらの主張ないしは立証に反論をしなかったのは、被告動燃が反論ができなかったことを意味している。例えば、松田式が単なる目やすでしかなく、大きな誤差を含むことは、争いようのない事実であるし、金井式も同様大きな誤差を含むことは、乙号証にも記載されている。しかも、この大きな誤差を考慮したなら「もんじゅ」耐震設計の安全審査の前提たる昀大速度振幅の数値が大幅に大きくなってしまうことも、一見して明らかである。安全審査は、根底から崩れ去ってしまい、再度検討しなおさなければならないことは、論理必然的に否定しようがない。この誤差の問題は、反論しようとしても不可能な、被告動燃の昀大のウィークポイントである。だからこそ、被告動燃はこの論点を無視するしがなかった。被告動燃は反論を放棄したのであり、論理必然的に原告らの主張にしたがって判決をなし原告らを勝訴させなければならないことになる。
第四　炉心崩壊事故解析の誤り
一　出力暴走事故の恐さ
１　出力暴走とは
（一）中性子が核分裂性物質にあたると核分裂反応が起こり、その時、平均して二～三個の中性子が生まれる。その中性子がさらに別の核分裂性物質の核分裂を起こすと「核分裂連鎖反応」が起こる。中性子は核分裂を起こす以外に、炉心から外部に漏れたり、原子核に捕まったりして消滅するが、原子炉内で中性子の発生数と消滅数が等しくて平衡が保たれている状態（これを臨界状態という）ならば、原子炉の出力は一定であるが、中性子の発生数が消滅数よりも上回れば連鎖反応は時間と共に増大し、逆ならば時間と共に減少する。炉心が臨界からずれている状態を示す量を「反応度」といい、「正の反応度が投入される」ならば連鎖反応は増大して出力は上昇し、「負の反応度が投入される」ならば連鎖反応が減少し、出力は低下することになる。
何らかの原因で、正の反応度が投入される、つまり、核分裂で発生した中性子のうち一個を越える数が次世代の核分裂を引き起こすことになり制御に失敗すると、原子炉は暴走する。たとえば次の世代で前の核分裂よりも平均して一〇〇〇分の一よけいに核分裂が起こるとすると、連鎖の二回目には一・〇〇一の二乗、三回目に
は三乗、四回目には四乗となって指数級数的に増大す
る。しかも、核分裂と核分裂の間の時間は、軽水炉では数万分の一秒であるのに、もんじゅでは〇・四五マイクロ秒（百万分の一秒の約半分）である。そのため、〇・〇一秒の後には軽水炉では一・七倍であるのに、もんじゅでは実に二万回の核分裂が起こり出力は七〇〇億倍というすさまじい増加となる。すなわち、あっと言う間に出力が上昇して制御棒を入れる操作が間に合わず、原子炉をコントロールすることは不可能である。
（二）　ところで、実際には核分裂で発生する中性子は核分裂と同時に発生する「即発中性子」だけではなく、遅れて発生する遅発中性子が存在し、原子炉はそれをコントロールすることによって行う。しかし、その割合は軽水炉では約〇・五パーセントであるのに、もんじゅでは約〇・三八パーセントと少ない。通常の臨界状態の場合には、発生する即発中性子の数は消滅する中性子の全数より必ず少ないが、正の反応度が投入されて即発中性子だけで臨界が維持できる状態になる（これを即発臨界という）と、もはやコントロール不可能となる（甲イ三八五号証四～六頁）。
２　出力暴走事故は軽水炉でも高速増殖炉でも起こっている（一）　軽水炉ＳＬ―１原子炉・・・制御棒の引き抜きによる事故アメリカのＳＬ―１は、電力と熱を供給する熱出力三〇〇〇キロワットの沸騰水型軽水炉であるが、一九六一年、運転再開のための制御棒駆動装置取付作業中に制御棒を持ち上げたために、原子炉が突然暴走・爆発し、三名の運転員が死亡する事故が発生した。制御棒が急速に引き上げられたために反応度の急速な増加が起こり、出力が上昇して熱膨張と気泡が発生し、炉内の圧力が上昇して制御棒を更に引き抜く結果をもたらし、爆発に至ったと考えられている。燃料ウランはほぼ一瞬のうちに溶融Ｌ、全重量一三トンの原子炉容器は約一メートル飛び上がり、二個の遮蔽プラグは炉運転室の天井を貫いて噴き上げられた。爆発によって発生したエネルギーは一三〇ＭＪ（ＴＮＴ火薬に換算して約三〇キログラム）と推定されている（甲イ三七五号証、甲イ三八五号証）。


（二）　高速増殖炉ＥＢＲ―１原子炉・・・燃料の湾曲による事故アメリカのＥＢＲ―１は世界で昀初に稼働した発電用原子炉であり、プルトニウムを燃料としナトリウムとカリウムの合金を冷却材とする高速増殖炉である。一九五五年、実験中に出力が上がりすぎたために原子炉を止めようとしたところ、ボタン操作を誤ったため停止操作が二秒遅れ、暴走した。暴走の原因は、燃料が内側に曲がって寄り集まると正の反応度が投入されると言う高速増殖炉特有の危険性によるものであったため、高速増殖炉関係者に大きな衝撃を与えた。炉心の四〇～五〇パーセントは溶融し、爆発にまでは至らなかったが、暴走のエネルギーは一四ＭＪと推定されている（甲イ三七六号証、甲イ三八五号証）。
３　チェルノブイリ事故昀悪の出力暴走事故
（一）　事故の経過
チェルノブイリ原子力発電所は、直径一一・八メートル、高さ七メートルの円筒型炉心を持ち、炉心体積の大部分は減速材である黒鉛ブロックが占めている。黒鉛ブロックには練炭の穴のように、直径一一・四センチメートルの穴が垂直方向に貫通し、その穴の中に、圧力チャンネル管が一本ずつ合計一六九三本入り、一本一本の圧力チャンネル管の中に挿入された燃料棒の隙間を通る軽水によって冷却される。
一九八六年四月二五日、四号炉では、点検のために原子炉を停止する機会に、原子炉停止の際にディーゼル発電機が動き出すまでの間、タービンの慣性回転を非常用ポンプの電源として利用できるかどうかチェックするテストが計画されていた。テストの開始が遅れ、二六日午前一時二三分四秒にテストが始まり、同分四〇秒、原子炉を完全に停止させるために運転員が制御棒の一斉挿入ボタンを押した直後、原子炉の出力が急激に上昇して暴走が始まった。爆発によって、直径一七メートル、厚さ三メートル、重量約一六〇〇～二〇〇〇トンの分厚い生体遮蔽盤が上に持ち上げられ、原子炉建屋の屋根が吹き飛ばされ、壁が崩壊した。原子炉上部の中央ホールにあった燃料交換機とそれをつり下げていたクレーンも崩れ落ちた。その後、粉々になった燃料破片や燃え盛る燃料被覆管の破片、さらには黒鉛の破片が大量の冷却水とともに上方高く噴き上げられ、火花のように舞い、タービン建屋の屋根に舞い落ちて数十カ所におよぶ火災を発生させた。
一方、黒鉛ブロックに火が着き、やがて全面的な原子炉火災に至った。建屋の火災はすぐに駆けつけた消防隊によって消火されたが原子炉本体の火災を消すのは実に困難であった。事故発生から約三六時間後にプリピヤチ市の住民に避難命令が出された直後から、旧ソ連空軍ヘリコプター部隊が上空から五〇〇〇トン以上の砂や二〇〇〇トンの鉛、ドロマイト（苦灰石）、ホウ素等を混入した砂袋を投下し、一〇日後の五月六日、ようやく原子炉の火災は完全に鎮火した。その間、燃える炎によって原子炉にある放射性物質は上空高く運ばれ、ジェット気流に乗って北半球全体に届き、広範囲の放射能汚染を引き起こした。（二）　いまだに解明されない事故原因・爆発のメカニズムとエネルギー事故から四か月後に、旧ソ連政府は、事故の原因は運転員の「まったくありうべからざる教則違反、運転規則違反の組み合わせ」によってもたらされたものとする報告書を提出した（甲第五号証二二三頁）が、一九九一年一月になって、旧ソ連原子力産業安全監視国家委員会の特別調査委員会は「チェルノブイリ四号炉事故の原因と状況について」と題する報告書を発表し、「事故の原因は、運転員の規則違反ではなく、設計の欠陥と当局の怠慢にあり、チェルノブイリのような事故はいずれ避けられないものであった」とした（甲第一七九号証）。
この報告書によると、事故直前の原子炉の状況は、熱出力二〇万キロワットとなっていたが、制御棒を引き抜き過ぎていて反応度操作余裕が低下し、かつ、低出力に伴う正のボイド反応度係数などが相まって、一触即発の状態に陥っていた。その状態で運転員が原子炉を停止するために制御棒を一斉挿入したところ、運転員に知らされていなかった制御棒の設計のために、停止するはずの原子炉が逆に暴走を始めた。急激な出力上昇により、大量の蒸気が発生し、ボイド反応度係数が正であるために更に暴走を続け、燃料棒と圧力チャンネル管が破壊されたという。低速運転中の自動車を止めようとしてブレーキを踏み込んだらアクセルだったというとんでもない欠陥炉だったのである。
しかし、現在に至るまで、事故の原因を絞り切れていないし、起きた爆発も核暴走によるものか水蒸気によるものか水素によるものかも判明していない。爆発の回数が一回か二回かも絞り切れていない。そのために、爆発のエネルギーがどの程度であったかも推定されていない。二回目の爆発の際に炉心全体が一四メートル以上飛び上がったとの報告もある（甲イ三八七号証）が、確定されたものではない。炉心崩壊事故のエネルギーがどの程度であるか、後述するように大きな論争の的となっているが、現実に発生した事故についての爆発エネルギーさえ推定出来ないのでは、少数の小さな実験（しかも、原子炉を破壊するという実験ではまったくない）から発生するエネルギーを
推測することがいかに困難であるかはよくわかる。
（三）　正のボイド反応度の重要性
ただ、はっきり言えることは、正のボイド反応度が出力上昇の大きな原因となったことである。ボイド反応度とは、炉内で気泡（ボイド）が増加するときに核分裂連鎖反応が増加することである。つまり、定常状態で一定量のボイドが存在する時には問題にはならないが、何らかの原因でボイドが増加した場合に、その変化量に応じて正の反応度が入ってしまうことが問題となる。チェルノブイリ炉では、低出力時には正のボイド反応度が大きすぎて、他に反応度の増加を抑制するメカニズムがあっても、全体の反応度係数が正となっていたのである。もんじゅにおいては、炉心のボイド反応度は正であり、しかもかなり大きい。許可申請書において、炉心を気泡が二〇リットル通過する場合を「設計基準事故」として、どの程度出力が変動するかを計算しているが、気泡が炉心に入ると大きな反応度が投入され、出力が一気に上昇することがわかっている。そして原子炉緊急停止（スクラム）をかけても間に合わないこともはっきりと示されている。計算結果が大事故に至らないとされているのは、気泡が二〇リットルと少なくてそれが通過したために出力が低下したために過ぎない。
（二）　究対象は燃料破損から溶融炉心の冷却まで
１　炉心崩壊事故とはどのようなものか
（一）　高速増殖炉では、昀悪の事故として、次のようなケースが考えられる。まず、何らかの理由でナトリウム流量が減少する。たとえば停電によるポンプ停止、地震によるナトリウム配管の破断、異物が炉心下部に張りついてナトリウムの流路をふさぐ等が原因となりうる。同時に原子炉停止系の不作動による制御棒の緊急挿入に失敗すれば、燃料棒は熱が奪われないために温度が上昇して溶融し、被覆管がもろくなって破れて、被覆管に閉じこめられていた燃料と核分裂生成物のガスが飛び出す（このあたりまでの現象を「起因過程」という、図６―４―１の上三分の一、図６―４―２の上半分）。


（二）　①燃料が寄り集まること、②ナトリウム中に気泡が発生することの両方によって正の反応度が投入され核分裂連鎖反応はますます増大し、出力は上昇する。それぞれの燃料集合体内で液体となって揺れ動いていた燃料もますます加熱され、燃料集合体の壁も破れて燃料が炉心プールを形成する（遷移過程、図６―４―２の下半分）。炉心上
部と下部と周囲にあるブランケットや構造体が壁を造り、その内部で溶けた燃料や被覆管などが全炉心プールとなって縦方向のみならず横方向にも動き、全体的に揺動（スロッシング）する。より外部の燃料を次々と溶かしてプールは拡大し、プール内で構造材金属が沸騰し、何回かの沸騰と揺動を繰りかえすうちに燃料が急速に寄り集まって再臨界に至り、即発臨界にいたる（図６―４―３）。（三）　その爆発によって燃料は四方八方に飛び散り、急速に分散して未臨界状態となり出力が低下する（機械的炉心崩壊過程、図６―４―１の中間）。暴走の結果発生した熱エネルギーによって高温高圧となった炉心が膨脹して周囲に対して仕事をし、熱エネルギーが機械的エネルギーに変換される（炉心膨脹過程、図６―４―１の下左図）。原子炉容器や遮蔽蓋は強い衝撃をうけて破壊される（耐衝撃応答過程、同）。炉心が未臨界になった後にも、高温となった燃料は崩壊熱を出して溶け、ナトリウムと反応しながら炉心下部に堆積する（炉心物質再配置過程、図６―４―１右下図、図６―４―４）。崩壊熱を出し続ける燃料は原子炉の内部や外部に設置されたコア・キャッチャーで受け止められて長期に冷却される（事故後崩壊熱除去過程、図６―４―５～６）が、冷却が旨く行かないと、溶けた燃料は格納容器の床（コンクリート）と反応して床を突き抜け、外部にてでくることとなる。
２　計算コードの開発＝計算偏重の研究状況
（一）　炉心崩壊事故研究はＥＢＲ―１事故を契機に始められたが、一九五〇年代に定量的なモデルを考えたのはノーベル賞受賞者であるアメリカのべーテとテートの二人の研究者である。べーテとテートは、高速増殖炉における突発的な出力上昇（出カバースト）から生ずる爆発エネルギーの上限値を評価するために、事故発生と同時に冷却材が炉心内から喪失し、燃料も溶融するとの仮定を置き、炉心の上半分が重力の加速度により下半分に落下するというモデルを考えた。溶融した燃料が集合して再臨界となり核的爆発にいたるという保守的なモデルである。七〇年代になって、リチャード・ウェブは、より明確なモデルを考えた。ウェブは、高速増殖炉はプルトニウムの含有量が多い燃料を大量に詰め込んでいるために臨界量を大幅に超えるから核爆発は燃料の一部が集まるだけでも起きるとして、まず炉心の中央部分で一部が溶融し一回目の核爆発が起こると考えた。問題はその後である。昀初の核爆発によって溶融した燃料が炉心上部のナトリウム中に噴き上げられるとナトリウムが一気に蒸発してナトリウム蒸気爆発が起こり、その爆発力によって燃料は再び下部に急激に圧縮される。その結果再び燃料は密に集められ、二回目の核爆発に至る。核物質の急激な圧縮による核的爆発は原子爆弾の仕組みそのものであり、二回目の爆発が一回目の爆発をはるかにしのぐ恐れがある、としたのである。
（二）　その後、起因過程についてはＳＡＳ３Ｄコードが開発され、起因過程で即発臨界を超えた場合の計算のためにＶＥＮＵＳ―ＰＭコードが開発された。もんじゅの「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析はこれらのコードを使った計算である。
（三）　七〇年代末に至って、遷移過程の重要性が認識されてＳＩＭＭＥＲコードがアメリカで開発された。このコードはアメリカの研究者ボードルーが開発し、セオファネスによって更に向上発展した。セオフブネスは炉心崩壊事故研究の世界的権威であり、現在では軽水炉の苛酷事故研究の第一人者である（甲イ第三八五号証一六頁）。後述するようにアメリカの原型炉クリンチリバー炉や旧西ドイツの原型炉ＳＮＲ三〇〇の安全性評価の再検討作業はこのセオファネスが中心となって行われた。
（四）　問題は、このコードは核計算部・流体力学部・構造材部を組み合わせた膨大な計算コードであり、一つのケースの計算に大型計算機で二〇～三〇時間を要するというものであって、パラメータを若干変えれば結果が大幅にかわり、不確かさの大きい計算である。また、実験が現象のわずかな部分をとらえたものしかできないため、コード全体の実験的検証がいまなおできていない。三　起因過程・遷移過程から機械的炉心崩壊・事故後物質移動過程へ
（一）　ＵＬＯＦとは何か
１　炉心崩壊事故発生のきっかけとしては、①運転中にポンプが停止し冷却材の流れが減少したときに原子炉停止に失敗した事象（ＵＬＯＦ＝Ｕｎｐｒｏｔｅｃｔｅｄ　Ｌｅｓｓ　ｏｆ　Ｆｌｏｗと、②正常な運転状態から逸脱して連鎖反応が増加し始めたときに原子炉停止に失敗した事象（ＵＴＯＰ＝ＵｎｐｒｏｔｅｃｔｅｄＴｒａｎｓｉｅｎｔ　Ｏｖｅｒ―Ｐｏｗｅｒ）の二つが主として考えられているが、そのうちエネルギー放出量の点からＵＬＯＦが他の事故形態を包絡しているので、以下ＵＬＯＦケースについて検討する。
（二）　この


場合、事故推移の形態として、三ケースが考えられている（図６―４―１）。第一は、ＵＬＯＦ後冷却材ナトリウムの温度が上がって沸騰し、ボイド反応度が正のために反応度が増加して出力が上昇し、燃料被覆管も溶けて移動するために燃料が寄り集まり更に反応度が上昇して一気に即発臨界に至って核的に爆発するケースである（同図左側）。起因過程のうちに爆発して機器配管を破壊して終了するケースであり、もんじゅの爆発エネルギー「三八ＯＭＪ」を出したケースもこれである。第二は、起因過程の段階では即発臨界に至らないで炉心溶融が徐々に進行し、燃料自体が寄り集まって遷移過程に移行するケースである。燃料、集合体壁、構造体などを全て溶かした「全炉心溶融プール」が形成され、沸騰し揺動（スロツシング）する複雑な過程であり、昀悪の場合には、即発臨界に至って、第一のケースを超えるエネルギーを発生する可能性もある（同図真ん中）。第三は、起因過程の段階で、燃料が炉心から排除されて反応度が低下し、炉心が部分的損傷をうけただけで終結するケースである（同図右側、Ｐ１０証人四六回二五～三〇頁）。２　燃料破損がどのように起こるかが問題・・・起因過程（一）　ナトリウムの流量が減少してナトリウムの温度が上昇し、燃料被覆管が破損して燃料が被覆管外部に出るあたりまでの過程である。特に燃料破損のメカニズムが問題である（図６―４―２の上部）。問題になるのは、第一に正のボイド反応度である。ありうるのは、炉心上部でナトリウムの沸騰が始まりボイド領域が炉心中心領域に拡大すると正のボイド反応度が入ること、および、被覆管が破れて溶融燃料が放出されてナトリウムが一気にボイド化することである。第二に、燃料が軸（上下）方向の中心に集まる際に正の反応度が入ることである。炉心にまだナトリウムが液体のまま残っている時に燃料被覆管が急激に破損する「未沸騰・部分沸騰集合体におけるバースト型燃料破損」乙イ一八号証八頁）が問題となる。燃料集合体の中心ではボイド反応度も燃料移動による反応度も大きいので、燃料が中心部位で破損すれば大きな反応度が入ることになる。動燃のＰ４証人が「燃料が軸方向に集まると言うことは、燃料が持っている、専門用語でいいますと反応度価値という考え方があるんですけれども、反応度価値が高い方向に働くことになりますから、プラスの反応度が挿入されると言うことで
ございます。もう一点は、溶融燃料が放出されまして、今度は冷却材をボイド化いたします。ボイド反応度も軸方向の分布は炉心の中心が高くなっておりますので、これも大きな寄与があると言うことでございます」（Ｐ４証人四八回一一〇頁）と述べているとおりである。
（二）　破損の発生位置であるが、動燃が作成した「高速増殖炉原型炉ＵＬＯＦ事象の評価研究」（乙イ一八号証八頁）では、「破損の発生位置を炉心の軸方向中心に固定する想定は、破損のメカニズムを無視した想定である」旨記載されているが、後述するように実験中に燃料棒が軸（上下）方向中心で破損したケースは存在しているのであり、それを排除することは、実験結果のうち自分にとって不都合なものを排除するものであってそれこそご都合主義的研究態度である。（三）　破損口の軸（上下）方向長さについて、後述するように、もんじゅで九九二ＭＪの昀大爆発エネルギーが計算されたケースでは「三〇センチメートル」が仮定されている。Ｐ４証人は、「五センチメートルはアメリカの主にＴＲＥＡＴという試験炉を用いたデータでございますが、そこら辺のデータで、この程度とっておけば充分保守的であるということが、アメリカにおいていわれておりましたし、私どもも同様に判断したということであります」、「（九九二ＭＪをだしたのは）壊れた瞬間に同時に三〇センチメートルにわたって穴があいているというような、ちょっと考えがたい想定を置いたようなケース」（Ｐ４証人四八回四〇～四一頁）というが、被覆管がわずかに破損して〇・〇三～〇・〇四秒後には全長の六～七割が破損するデータも得られているのである。燃料破損の位置及び大きさについては実験データのばらつきを考慮して、当然、保守的に考えなくてはならない。３　炉心が沸騰・揺動するプールになる・・・遷移過程（一）　起因過程が比較的穏やかに進行した場合、崩壊した燃料が大量に炉心にとどまっているので常に再臨界の可能性をはらみながら事態が進行する。初めのうちは、燃料集合体のラッパ管の溶融は始まるが、まだ燃料の溶融・崩壊は燃料集合体毎に独立している。溶融燃料は、各ラッ管の中で、上に行けば重力の作用で落下し、下に行けばナトリウム蒸気圧等で噴き上げられて、上下動をくりかえす。この動きが全部又は大部分のラッパ管で一致した場合を「同期する」又は「チューニン
グする」と呼んでいる（図６
―４―７）。初めはバラバラに運動していたものが「出力が上昇しますと、それによって炉心全体で温度が上がりますので、燃料の分散がだんだん全体的に同時に起こるようになっていくという、そう言った現象がチューニング現象」「出力変化を通じて、だんだん同期してくるというふうな傾向があるということは事実だと思います」（Ｐ４証人四九回三九頁）とされている。


このようなチューニングが起こってくると、再臨界になって更に炉心溶融が促進・拡大し、ラッパ管自体が溶融し溶融燃料とともに液体となり、より複雑な動きをするようになる。ここまでの事態は、事故発生後わずか二～三秒内に起こる（甲イ三七七号証訳文四頁）。やがて炉心全体が液体となって上下動のみならず半径方向（水平方向）にも動くようになるが、炉心の上下と周囲で溶融物が冷えて固まっている時にはあたかもボトルの中に液体が閉じこめられて（ボトルアップ）その中で高温の液体が動くようになる。中心部で発生した蒸気が上昇すると周辺においやられていた溶融燃料は押し下げられて中心に向かって押し寄せ、中心部でぶつかって溶融燃料の高い盛り上がりを作る（図６―４―３）。このような沸騰したプール全体の揺動現象は専門的には「スロツシング」と呼ばれている（Ｐ４証人四八回一二八頁）。遷移過程の初期でチューニングが高まっていれば、その後にもチューニングの度合いは高まり、スロツシングが大きく起こると考えられる。（二）　動燃は、①ＦＰガスの圧力等によって燃料が分散する、②炉心溶融物質の熱などによって制御棒案内管に開口部が出来て炉心外に燃料が流出するなどの理由によって、反応度が低下し核的現象が終息すると主張するが、前述したボトルアップされた状態での全炉心プールの揺動がピークに達した時には、即発臨界になり、昀大級の核的爆発が起こり、爆発エネルギーは起因過程のそれを上回る可能性が大きい。遷移過程研究の第一人者であるセオファネスはクリンチリバー炉について、昀初に存在していた燃料の六〇パーセント位が炉心に残っている限り、この問題が重要であるとして、半径方向（水平方向）の揺動も含めて計算したが、計算の対象が後述するように炉心の真ん中に燃料が詰め込まれていない非均質炉心であった（図６―４―８の右図）ために、出力分布が中心でピークになる形でないので、エ
ネルギー爆発的にはならなかったと結論づけている（
甲イ三七七号証）。しかし、もんじゅの均質炉心ではセオフアネスの方法で計算すれば、昀大限のエネルギー爆発があるとの結論になる可能性は高い（Ｐ１０証人四六回三〇～四〇頁）。
４　炉心が崩壊してエネルギーが放出される・・・炉心膨脹過程など（一）　即発臨界を超えると炉心にある溶融燃料は爆発力によって急速に周囲にはじきとばされて未臨界となり、出力は低下する（機械的炉心崩壊過程）。暴走の結果発生した熱エネルギーによって高温高圧となった炉心は膨脹して周囲に「仕事」をし、機械的エネルギーに変換される（炉心膨脹過程、図６―４―１左下図）。原子炉の上蓋が飛び、原子炉容器が膨れあがって破壊されるのは、炉心で機械的エネルギーが発生するためである。上蓋や原子炉容器がその爆発に耐えられるかどうかを見るためには、爆発の機械的エネルギーがどのくらいになるかを計算しなくてはならない。
（二）　爆発エネルギーは普通ＭＪ（メガジュール）の単位で表されるが、瞬間的にエネルギーを発する核爆発の場合には、火薬による爆発と同じように考えられるので、ダイナマイトの原料であるＴＮＴ火薬に換算して〇〇キログラムと表されることもある。ＴＮＴ火薬一キログラムは約四・四ＭＪとなる。ちなみに、茨城県東海村にある動燃の再処理工場で、一九九七年三月一一日に起こったアスファルト固化処理施設の爆発事故においては、その爆発の規模は「ＴＮＴ換算で数十キログラム」とされている（通産省工業技術院物質工学工業技術研究所・Ｐ２０氏の「爆発原因に関する所見」より）。仮に五〇キログラムと考えれば約二二〇ＭＪとなる。もんじゅの許可申請書では爆発エネルギーは「約三八〇ＭＪ」とされているので、ＴＮＴ換算では約八六キログラムになり、東海再処理工場の爆発の約一・七倍の規模となる。
５　溶融燃料は周囲を溶かし込みながら落下する・・コアキャッチャーの必要性（一）　炉心崩壊事故が起きると炉心溶融物質は高温であるために周囲の構造材をどんどん溶かし込んで炉心から下方へと落ちてくる（図６―４―４）。それを受け止めるために、フランスでも西ドイツでもコア（炉心）キャッチャーが必要だとされた。フランスのスーパーフェニックスはタンク型であり、炉心も中間熱交換器も原子炉タンクの中に入っており、コアキャッチャーも原子炉タンク内で炉心の下に
設けられている（図６―４―５、甲イ三七三号証一一
二頁）。フランスでは、当初は燃料集合体七体分の燃料を受け止められるものとされてきたが、ＳＣＡＲＡＢＥＥ実験と呼ばれる実験によって、隣接集合体への伝播を考慮しなくてはならなくなり、以降の高速増殖炉の設計においては一〇〇パーセント受け止められるようなコアキャッチャーとすべきであるとされた（甲イ第三七三号証六七頁、Ｐ４証人四九回三一頁）。
（二）西ドイツでは規制当局からコアキャッチャーの設置が義務づけられて、原子炉の下にとりつけられている（図６―４―６）。「ドイツの場合は、私どもは炉外コアキャツチャーと呼ぶんですけど、原子炉容器の外の原子炉容器室と言われているその部屋の床に設けられているのがＳＮＲ―三〇〇のコアキャッチャーであります」（甲イ第三七三号証、Ｐ４四九回三三頁）。
（三）　もんじゅでも炉心の下に炉内構造物があり、その下に「受皿」がある。第一回の許可申請書では「お椀」型であったが、補正では「皿」型になっている。動燃のＰ９は「そういった特殊な事象（炉心崩壊事故のこと）を解析した場合でも、念のためにもう一枚、そういった種類（炉心溶融物質）の一部のものが下に出てきたという前提でそれを受ける構造物を付けておこうということで付けたもので、受皿という名称をつけたものです」といいながらも「コアキャッチャーというほどの物ではありません。念のためにつけたものです」と強弁（Ｐ９証人二五回五三～五七頁）して、あたかももんじゅではコアキャッチャーは付いていないように述べるが、受皿は明らかにコアキャッチャーである。「基本的に炉心部で燃料が溶融したものが下方向に落ちてきたときに、それが受け止められるように」設けられており、「ここでくい止めてやろうというふうなコアキャッチャー」である（Ｐ４証人四九回三〇頁）。
四　ドイツとアメリカでは激しい炉心崩壊事故論争があった１　ＳＮＲ三〇〇の破綻・・・串請者の計算値が昀高だとの確証がない（一）　政府は第三者にチェックさせた旧西ドイツの原型炉ＳＮＲ三〇〇はもんじゅとほぼ同規模の炉であり、炉心崩壊事故における爆発エネルギーは、設置者側の計算では昀高三七〇ＭＪ（もんじゅと同じ計算方法では約九三ＯＭＪ）とされていた。


連邦政府は、安全性について推進側の原子炉安全委員会（ＲＳＫ）と批判側のミュンヘン大学ヨハン・ベネケ博士グループという性格の異なるグループに安全解析
を行わ
せ、「安全」「危険」の両方の結論を得た。一方、ブレーメン大学ドンデラー・グループは炉心崩壊事故による爆発エネルギーを計算した。後に州政府は、遷移過程研究の中心人物であったアメリカのセオファネスをリーダしとするグループに申請者側の計算についての「再検討と評価」を依頼した。
（二）　ドンデラーは安全側に立った計算を行った
ドンデラーはＳＩＭＭＥＲコードを使用して、初期遷移過程で再臨界に達した場合の爆発エネルギーを計算し、昀大の場合には八〇六ＭＪ（七〇立方メートルまでの等エントロピー膨脹換算、一気圧までの膨脹に換算すると二〇一二ＭＪ）となり、申請者が計算した三七ＯＭＪの約二・二倍の数値がでることを示した（甲イ三九九号証）。この計算に対してカールスルーエ研究所グループは、入力数値が間違っているとか実験で確認されている現象を考慮していないとか主張して批判する（乙イ一九、Ｐ４証人四八回七九～八五頁）が、同グループの計算には、初期遷移過程におけるチューニング現象（甲イ三七七号証）が全く考慮されておらず、更に移動していた燃料が再集合する時に、燃料・ナトリウムの相互作用によって燃料の動きが加速されることなど厳しい結果をもたらす事象を考慮していない。これでは出力エネルギーが低くなり、過小評価となってしまう。炉心崩壊事故の計算においては安全側に立った仮定がもちいられるべきである（甲イ第四〇七号証七頁）。（三）　セオファネスは「設置者側の事故解析が証明できるとは確認できない」と
した
セオファネスは、チューニング及び全炉心プールの揺動などを重視して設置者側の評価を再検討した結果、結論として「三七〇ＭＪの機械的エネルギーの放出を越えるような事態を実質的に排除できるとするＳＮＲ三〇〇設置申請者の事故解析が、証明できるとは確認出来ない」とした（甲イ第四〇七号証五～六頁）。この結論について、ヨハン・ベネケは「セオファネスらの結論によると、いくらぐらいのエネルギーがでてくるかという上限を設定することを一貫性をもった形で証明するための実験べースというものが一切ない。一貫した形で総合的に見るためのテスト設備は存在せず、理論的にも一貫したものがない。三七〇ＭＪというエネルギーの上限についても上限であるとは言い切れない」と述べている（甲イ三〇六・九～一〇頁）。
（四）　炉心崩壊事故論争はＳＮＲ挫折の大きな理由の一
つとなった
ＳＮＲ三〇〇が中止になった理由は、財政的な面もあるが、同炉の関係者が州政府とのやりとりで現在問題とされている事項として「炉心崩壊事故評価以外にもチェルノブイリ事故、アルメニアのナトリウム火災、英国ＰＦＲのＳＧ事故」をあげているように（甲イ三七三号証六九頁）、技術的な危険性も大きな問題となっていたのである。
２　クリンチリバー炉は爆発エネルギー逓減のために非均質炉心に変更した（一）　原子炉規制委員会（ＮＲＣ）は高い安全性を要求したアメリカではＥＢＲ―１の事故のあと炉心崩壊事故への関心が生まれたが、炉心が大きくなるにつれて爆発エネルギーが大きくなることから、爆発エネルギーが逓減される炉の設計が求められた。しかしそのような炉心の設計はなかなか困難であり、原型炉であるクリンチリバー炉の炉心設計としては、当初ボイド反応度の逓減を考えない均質炉心（注・もんじゅも均質炉心である）となった。しかし、規制当局であるＮＲＣは炉心崩壊事故時の安全性を懸念して、これを設計基準事故とすることを要求した。七九年のＴＭＩ事故の発生によって安全性への要求は高まり、一次系バウンダリに対する機械的エネルギーとしては一気圧までの膨脹で一二〇ＯＭＪを要求した（Ｐ４証人四八回九四～九五頁）。
（二）　均質炉心から非均質炉心へ変更して放出エネルギーを逓減した安全審査は七八年に中断し、炉心を均質炉心から非均質炉心にかえて八一年に安全審査を再開した。非均質炉心とは、中心部分を初め炉心内にプルトニウム燃料のないブランケットを円環状に配置した炉である（図６―４―８）。Ｐ４証人は、変更の理由として増殖能力が高まることなども挙げるが、昀も大きな理由は「ブランケット集合体を炉心の中心等に配置することにより、炉心の冷却材のボイド反応度を小さくすることができる」からである（Ｐ４証人四八回四三頁）。その結果、「ボイド反応度に関しては非均質炉心にすることによって約二分の一に下がっていますから、明らかに起因過程の現象は緩慢になっているかと思います」（四七頁）。この非均質炉心について、セオファネスらが解析をし（甲イ三七七号証）、「均質炉心ではボイド反応度が大きいので過出力によって駆動された流量減少事故が避けられないが、非均質炉心ではボイド反応度は小さいので避けられる」「全炉心プ
ールでエネルギー放出が計算される例として、半径
方向の揺動があるが、非均質システムであるために出力分布が中心でピークになる形でないので、挙動は非エネルギー放出的となった」との結論を出した。均質炉心が非均質炉心と比較して格段に危険であることが裏付けられたのである。
五　炉心崩壊事故研究には実験的検証が少ない
１　実験は部分的現象についてのみ行われる
原子炉は巨大な技術の固まりであり、事故が発生した場合に、原子炉の中では種々の現象が複雑に関連し合う。時間的にも数々の因果関係が繋がって発展する。従って、事故の過程をそっくり模擬した実験を行うことは不可能である。そこで部分的現象に着目して実験することになるが、それにも予算的制約が存在する実験には、炉内実験と炉外実験がある。炉内試験とは実際に試験用原子炉を使い、その炉心内部に試験用の空間をつくり、その中へ燃料棒などの試験材料を入れて大きな反応度を与え、燃料破損状況などの現象を観察するものであるが、試験用原子炉の仕様によって試験できる領域・大きさ・得られるデータが制限される。なによりも、たとえ小さな炉であってもその建設と維持に金がかかる。炉外試験は液体の動きなどの特定の物理現象だけに着目し実験を行うが、実験は小さな部分だけで行われるから、複雑な現象を呈する実機に応用する場合に、その手法が妥当かどうかが問題になる。


２　燃料破損実験は少数本でかつ熱中性子によるものである燃料破損は起因過程の初期事象（甲イ第三八五号証、図６―４―１）であり、事故拡大の鍵を握るものであるが、日本ではもんじゅ用の燃料破壊実験は一切行われていない（Ｐ４証人第四八同一〇一頁）。アメリカのＴＲＥＡＴ実験、フランスのＣＡＢＲＩ実験やＳＣＡＲＡＢＥＥ実験で行われる燃料破損実験に使用される燃料棒の数は、ＴＲＥＡＴでは七本（一本を真ん中に、六本をその周囲にぐるりと並べたもの）まで、ＣＡＢＲＩでは一本、ＳＣＡＲＡＢＥＥでも昀大三七本である。もんじゅにおいては燃料棒一六九本で一つの炉心燃料集合体を形成し、炉心は一九八本の炉心燃料集合体と一七二本のブランケット燃料集合体で構成されている。つまり昀大の実験装置であるＳＣＡＲＡＢＥＥでさえも、燃料集合体一本の五分の一、炉心全体の一〇〇〇分の一しか模擬出来ていない。
更に問題となるのは、高速炉用燃料棒で実験したといっても、炉内実験用原子炉
は熱中性子炉であるから、高速炉用燃料棒に照
射される中性子は秒速二～三キロメートルの熱中性子であって秒速三万キロメートルの高速中性子ではないことである。燃料に照射された熱中性子はほとんど全て表面で吸収されて内部に入らないが、高速中性子の場合には表面で吸収されることなくほとんど内部に突入する。燃料破損は、表面のみならず内部における核分裂の発生と高温化が問題になるので、高速炉の中の燃料の様相を実験的に見たいというのならば、高速中性子を照射しなくてはならない（Ｐ１０証人四六回四八～五〇頁）。
３　燃料棒が中心で破損したデータがある
燃料棒が破損する場合、破損位置が燃料棒の中心であり、かつまだナトリウムが液体であって沸騰していない時には、正の反応度が突然大きく入ることになる。セオファナスは、この点について「液体状態のナトリウムが優位に満たしている集合体の中で、高出力位置（注・燃料棒の中心のこと）あるいはその近傍で燃料棒破損が起きる。そこは燃料反応度価値が昀大の位置である。上部と下部には核分裂生成物のガスが数百気圧溜まっている。他の位置にあった燃料棒が急速に移動してくる。出力が上昇する。もし、中心面より一〇～二〇センチメートル離れたところで起きれば、それより下にある燃料は反応度価値が低いところに移動して、出力が低下する」と述べているとおりであり、Ｐ４も証人尋問において認めているところである（Ｐ４証人四八回一一〇頁）。
突発的な出力上昇時に燃料棒が炉心の軸（上下）方向中心で破損するかどうかについて、動燃が作成した「高速増殖炉原型炉ＵＬＯＦ現象の評価研究」（乙イ第一八号証八頁）の「未沸騰・部分沸騰集合体におけるバースト型燃料破損」の項では「破損口の位置というのは下の方から見てだいたい〇・六五のところになっており、破損の発生位置を炉心の軸方向中心に固定する想定は、破損のメカニズムを無視した想定である」と記載し、Ｐ４は「ＣＡＢＲＩ試験の実験データを基にして書いてある話」だと証言する（Ｐ４証人四八回一一二頁）。しかし、セオファネスらはＴＲＥＡＴ―ＰＦＲ実験においては燃料棒の真ん中で破損したケースがあることを指摘し、真ん中で破損する可能性があることを強調する（Ｐ４証人四八回添付図面⑤１～２）。Ｐ４証人は、ＴＲＥＡＴ―ＰＦＲ実験のケースは計算コードの検証には適切でないので排除したと証言するが、その根拠は明瞭ではない。現実に中心
で破損
してピンの中の燃料が中心に向かって集まってきたことが確認されているのであり、又、もともとデータの数が高々一〇とか二〇とか少ないのに計算コードにあう適切なデータのみを採用して他を捨ててしまうことは「あまりにも恣意的かつ非科学的」である。
４　破損口が三〇センチメートルとなる恐れは存在する。被告動燃は燃料破損口の長さを「五センチメートルとするのが妥当」とするが、ＴＲＥＡＴ―ＰＦＲ実験で、まず少しだけ破損し、〇・〇〇四一秒後には全長の七〇パーセント近くが破損したという実験データが存在する（Ｐ４証人四九回六～九頁）。燃焼末期には被覆管がもろくなっており、燃料棒内部のガス圧が数百気圧と極めて高くなっていることを考えれば、破損口を三〇センチメートルと仮定することはそれほど不自然ではなく、かえって五センチメートルに固執する方が非科学的だといえる。
５　溶融プール実験は茶筒の大きさの実験に過ぎない全炉心プールが揺動することに関する実験はわずかである。一つは、Ｗ・マシェックの実験であるが、これは「アクリルの円筒形の容器の中で、ちょうど茶筒の中に水を入れたようなものを逆向きに伏せておいて、その茶筒をぱっと取り除いたときに、液体がつぶれて移動していきますが、それを実験したもの」（Ｐ４証人四八回一二九～一三二頁、添付図面⑥の１～２）である。しかし、外容器の直径は四四センチメートル、茶筒の大きさは直径一一センチメートルであり、実際の炉心と比較してあまりにも小さく、又沸騰している混合物の液体を常温水で模擬するのであり、とても全炉心プールの揺動を模擬できる実験ではないと考えられる。セオファネスが「この実験が揺動運動の本質をとらえているかということには強い疑問をもっている」と述べている通りである。他の実験としては、Ｐ４証人は「二ミリメートル程度の大きさの円筒状の粒子をいれておきまして、粒子が混ざっていることによって液体の揺動がどのように影響されるかということを調べた実験が行われ、固体の粒子が混ざることによって、液体の運動がかなり抵抗を受けて大規模なスロツシングが抑えられていたと、そういう結果でした」と述べる（Ｐ４証人四九回一〇～一二頁）程度である。その他の実験としては、半径四六センチメートル高さ九五センチメートルのドラム缶に水を入れて下から気泡を入れてその挙動を調べたりしているが、実際の炉心
と比較