しかし、蝶番断層とは、断層の一方の地塊が断層面に垂直な方向を軸として、他方の地塊に対して相対的に回転運動した断層である（乙ハ第一四号証三九七ページ）から断層の両端で低下側が逆になることはあっても（すなわち、南北に走る断層の北半分では断層の西側が低下し、断層の南半分では断層の東側が低下するなど。）、断層の両端で断層面の傾きが逆になることはない（すなわち、南北に走る断層の北半分と南半分で、傾斜面が逆になることはない。）。甲楽城断層と柳ケ瀬断層とには前記（２）カで述べたとおり、蝶番断層としての特徴は認められず、甲楽城断層と柳ケ瀬断層とが蝶番断層であるとする学術的見解も存在しない。
イ　また、原告らは、「〔新編〕日本の活断層」では、甲楽城断層は「西側低下」とされているのに（甲ハ第二三号証七一岐阜の図）、「もんじゅ」の設置許可申請書では、甲楽城断層の傾斜について「六〇度Ｅ」と記載されていること（乙イ第六号証六―三―一三ページ）を指摘して、甲楽城断層と柳ケ瀬断層の傾斜が異なるとの前記調査結果は、甲楽城断層の傾斜を誤って評価したことによる旨主張する（原告ら準備書面（三二）三四ページ）。
しかし、設置許可申請書の「六〇度Ｅ」の記載は、傾斜が東側方向の水平面から下方に六〇度傾いていることを示すものであり、逆断層である甲楽城断層については、右記載は隆起側は東側で西落ち（西側低下）を示すことになる（第一一図①参照）。したがって、右記載は「〔新編〕日本の活断層」の記載と矛盾するものではなく、甲楽城断層と柳ケ瀬断層との連続性に関する評価に原告ら指摘の誤りはない。
（二）　野坂断層と海底断層Ｓ―二一ないしＳ―二七の連続性について原告らは、野坂断層と海底断層Ｓ―二一ないしＳ―二七とは連続しており、マグ
ニチュード七・
三の地震が発生し、「もんじゅ」に昀大の影響を与える旨主張する（訴状三七〇ページ）。
しかし、海上保安庁の音波探査において、Ｓ―二一ないしＳ―二七の海底断層と野坂断層との間の海域に断層は認められておらず（乙イ第六号証六―三―二六、二七、一〇一ページ）、他に原告ら主張の根拠となるものはない。
（三）　敦賀半島西岸断層について
原告らは、城ケ埼沖合から敦賀半島の白木―丹生間の谷を通り、Ｓ―一六断層の北端まで、延長約一九キロメートルの横ずれ断層が存在するとして、これを「敦賀半島西岸断層」と称し、これによってマグニチュード六・九の直下型地震が生じる旨主張する（原告ら準備書面（二五）一丁表、七丁表ないし一三丁表）。しかし、原告らが主張する「敦賀半島西岸断層」（以下「原告主張断層」という。）の存在を肯認する学説等は存在せず（Ｐ１調書（四）五一丁裏、五二丁表）、これについての主張も具体的でなく、立証もされていない。したがって、原告らの右主張は、単なる憶測ともいうべきものであるが、以下、原告らが右主張の根拠として挙げる地形的特徴（①三角末端面の存在、②リニアメントの存在、③三角形状の地塊の移動、④海底断層の存在）が、いずれも失当であることを明らかする。
（１）　三角末端面について
原告らは、白木峠南方一キロメートルに観察される三角形状の地形（Ｐ２調書（一）添付⑭の赤丸印）が、活断層運動によって形成された三角末端面（Ｐ２調書（一）添付⑨のＢ）である旨主張する（原告ら準備書面（二五）一一丁表）。しかし、右三角形状の地形について、原告らはその西側斜面の付近にリニアメントが走行すると主張するが（Ｐ１調書（四）添付①の赤線）、右の付近にリニアメントは認められない（この点は後記（２）で述べる。）。また、原告らが主張するリニアメントの走向方向と、右三角形状の地形の等高線の走向方向とは一致せず、他に三角末端面等の活断層運動による変位地形（Ｐ２調書（一）添付⑨）も認められない（Ｐ２調書（一）四四丁裏ないし四七丁表）。以上によれば、右三角形状の地形を、活断層運動によって形成された断層変位地形としての三角末端面に当たるということはできない。
（２）　リニアメントの存在について
原告らは、白木―丹生リニアメントに平行して西側に谷が走行し、「原告主張断層」（Ｐ２調書（一）添付⑭の青線）は、白木―丹生リニアメントとこれに平行する谷の位置を走行する旨主張し（原告ら準備書面（二五）七丁表）、証人Ｐ１はこれに沿う証言をする（Ｐ１調書（三）の三七丁裏、三八丁表）。
しかし、白木―丹生リニアメントが、活断層の運動によるものと認められないことについては、既に前記二１（二）で述べたとおりである。また、調査の結果、白木―丹生リニアメントの西側に、これに平行するようなリニアメントを認めることはできない（乙ハ第一号証二六六ページ、Ｐ２調書（一）四五丁表）。したがって、これらのリニアメントが存在することをもって、「原告主張断層」の存在の根拠とする原告らの主張は理由がない。
（３）　地塊の移動について
原告らは、「原告主張断層」、Ｓ―二一ないしＳ―二六の断層及びＳ―一二ないしＳ―一七の断層によって区切られる三角形の地塊が北方に移動したことによって、横ずれ断層である「原告主張断層」が形成された旨主張する（原告ら準備書面（二五）一一丁表、同裏）。
しかし、仮に、原告らが主張するように右の三角形の地塊が北方に移動したものであるならば、右地塊の北縁には東西方向の断層が認められなければならないが、右地塊の北縁にあるＳ―一二ないしＳ―一四の断層の走向方向はいずれもほぼ南北方向である（乙イ第六号証六―三―一〇一ページＰ２調書（一）四四丁表同裏）。また、Ｓ―一ないしＳ―六の断層群の走向方向もこれと同様であり、原告らの主張と矛盾する。
そもそも、右地塊の北端の位置についての原告らの主張は区々であり（Ｓ―一二ないしＳ―一四の断層付近としたり（原告ら準備書面（二五）第一一図）、Ｓ―一ないしＳ―六の断層群付近としたり（原告ら準備書面（三二）三八ページ）している。）、明確な位置を特定した主張となっていない。
（４）　海底断層の存在について


原告らは、海上保安庁水路部の海底音波探査の結果、海底断層Ｓ―一七と「もんじゅ」との間の海域、及び白木―丹生丹生間のリニアメントの南側部分（美浜原子力発電所設置場所の南方付近）の海域に幾つもの枝分かれした断層が認められ、「原告主張断層」が右の地点を走行する旨主張する（原告ら準備書面三九の一丁表ないし二丁表）。
しかし、海上保安庁水路部の資料によれば、白木北方沖合については、Ｓ―一七断層の部分に海底断層の存在が推定されるにとどまり、右断層と陸域との間には断層の存在は推定されていない。また、美浜
原子力発電所設置場所の南方付近の海底にも断層の存在は示されていない（乙イ第六号証六―三―一〇一ページ）。
さらに、Ｓ―一七断層と陸域との間に活断層の存在を示す地形的な特徴も認められていない（乙イ第六号証六―三―三〇ページ）。
（５）　まとめ
以上のとおり、「原告主張断層」に関する原告らの主張は、およそ科学的根拠に欠けるものであって、右断層の存在を認めることはできないから、その存在を前提とした原告らの主張は、「もんじゅ」の耐震安全性を否定する理由とはなり得ないものである。
（四）　マイクロプレートモデルについて
原告らは、金折裕司が提唱する「マイクロプレートモデル」に基づき（甲ハ第三九号証二四ないし二八ページ）、マイクロプレート境界である敦賀湾・伊勢湾構造線上にある甲楽城断層、柳ケ瀬断層系では大規模な地震が想定され、右境界から一一キロメートルの距離に位置する「もんじゅ」に危険が及ぶ旨主張する（原告ら準備書面（三二）四六ないし四九ページ）。
「マイクロプレートモデル」とは、マグニチュード六・四以上の被害地震が、活断層を結ぶ線で定義される構造線やブロック境界線に沿って発生していることから、中部日本のブロック構造モデルとして提唱され、その後日本列島全域に拡張された理論であり（甲ハ第三七号証一九、二〇ページ）、内容的には、右のブロック境界の活動には「静穏期」と「活動期」とがあり、活動期に入ると地震が構造線やブロック境界線上で間欠的に発生し（甲ハ第三七号証二三、二四ページ）、境界全域が活動した断層ですべて覆われると活動期が終息するというものである。したがって、右理論は、構造線を構成する複数の活断層が同時に活動し、格別大きい地震が発生する旨を述べたものではない（甲ハ第四〇号証四六ページ）。被告は、既に前記三３（一）（２）及び（二）（１）で述べたとおり、敦賀湾・伊勢湾構造線上にある甲楽城断層及び柳ケ瀬断層による地震を耐震設計上考慮するに当たって、十分な現地調査等を行い、活動性や地質構造が異なることから、右各断層が同時に動くことはないと判断したものである。
「マイクロプレートモデル」は、地震のメカニズムを解明するために考えられている一つの仮説であって（甲ハ第三九号証二四、二五ページ、Ｐ１調書（四）一〇丁表）、前述した内容に照らしても、被告の右判断の合理性を左右するものではない。
（五）
近畿三角地帯について
原告らは、花折・金剛構造線、敦賀湾・伊勢湾構造線及び中央構造線によって囲まれる近畿三角地帯の底辺に当たる中央構造線の活動性が高まっており、そのうちの一〇〇キロメートルが動いた場合には、マグニチュード八・二の巨大地震が発生し、「もんじゅ」の敷地に大きな影響を与える旨主張する（原告ら準備書面（三二）四三ページ）。
右主張の一〇〇キロメートルが中央構造線上のいかなる範囲を示すのかも不明であるが、「もんじゅ」の敷地に昀も近い中央構造線（奈良県五条から三重県伊勢までで約一〇〇キロメートル。）のうち、五条以西（近畿三角地帯の底辺の左側になる。）と以東とでは活動度に大きな相違があり、五条以東では約五〇万年前以降は活動が停止していること（甲ハ第二三号証二八一ページ、Ｐ１調書（四）三九丁裏、四〇丁表）、高見峠（近畿三角地帯の底辺の中央付近）付近にはリニアメントがあるが、右リニアメントは、明瞭な活断層地形を示さないリニアメントであり選択的浸食による可能性もあるため、確実度Ⅲとされていること（乙ハ第五号証二六三ページ）等を考慮すると、近畿三角地帯の底辺に当たる中央構造線が一〇〇キロメートルにわたって動く現実的可能性があるとは認められない。また、「もんじゅ」から中央構造線まで、昀も近い所で約一五〇キロメートルの距離があるが（乙ハ第六号証、Ｐ１調書（四）四一丁表）、一五〇キロメートルの距離で仮にマグニチュード八・二の地震が発生したとしても震度Ｖのゾーンに入り（Ｐ２調書（一）添付⑩、Ｐ１調書（四）四一丁表、同裏）、「もんじゅ」の敷地に対するその影響は、考慮すべき限界地震として選定した甲楽城断層（震度Ⅵのゾーン）よりも小さい。
したがって、近畿三角地帯あるいは中央構造線の問題が、「もんじゅ」の耐震設計に影響を及ぼすことはない。
（六）　空白域について
原告昀終準備書面補充書三七ないし四三ページにおいて原告らが主張しようとするところは、必ずしも明らかではないが、長期間地震が発生していない空白域では歪エネルギーが蓄積されている可能性があり、また、連続性が認められない複数の断層が同時に動く可能性があるとして、「もんじゅ」に影響が及ぶおそれがあるとする趣旨と解される。また、原告らが金折裕司の著作（甲ハ第六七号証）を挙げて、甲楽城断層の北部等をブロック境界の断層について認められる空白域としていることからすると、「空白域」に係る原告らの主張は、金折裕司が提唱する「マイクロプレートモデル」に依拠するものと解される。しかしながら、前記（四）で述べたとおり、原告らが依拠する金折裕司の「マイクロプレートモデル」は、そもそも、構造線を構成する複数の活断層が同時に活動し、格別大きい地震が発生することを内容とするものではない。また、同人が著した甲ハ第六七号証では、原告らの主張に係る甲楽城断層北部等と思われる部分が空白域として図示されているが（同号証一九八ページの図のＤないしＦ）、同人は、右のような空白域から想定される地震について、「歴史地震の発生が知られていないブロック境界については、地震の空白域や次の地震で破壊する領域を予測することが困難である」として、「仮に、それを構成する大規模な活断層を次の地震での破壊域とみなし、地震危険度評価を試みる」と断った上で、右ＤないしＦの空白域を破壊域とあえて仮定し、想定される地震のマグニチュード等を試算しているにすぎない（同号証一九九ページ）。右ＤないしＦの部分において地震が発生する蓋然性があることや、その近辺の複数の活断層が同時に活動する具体的可能性があることを述べたものでないことは明らかである。したがって、原告らが引用する前記学説は、被告が耐震設計において考慮した規模を超える地震が発生するおそれのあることを、何ら具体的に示すものではない。


（七）　考慮すべき断層の昀新活動時期について
原告らは、基準地震動Ｓ２の策定に際して考慮すべき限界地震の選定に当たり、被告が、五万年前以降に活動した活断層による地震に限定したことは不合理である旨主張する。
そもそも、耐震設計審査指針において、五万年前以降の活動が認められる活断層について評価すべきこととされているのは、①地質時代的にみて昀近まで繰り返し活動していた断層は将来も活動して地震を起こす可能性がある、②このような断層の調査結果から繰り返しの期間の大半は約一万年以内、これより長いものでも約五万年以内に納まっている、③一般に活動度が高ければ高いほど繰り返し期間が短いとされている、という地震学、地質学等の知見に基づく工学的な判断による（乙ハ第二〇号証二〇三ページ）。原告らの主張はこの点を正解しないものであり、特に変位量に関する部分は趣旨不明といわざるを得ない。
なお、被告は、活断層
による地震を検討するに当たっては、耐震設計審査指針を踏まえた上、念には念を入れて、第四紀後期の活動の可能性をも考慮している（乙イ第六号証六―五―一三ないし一五ページ）。
原告らの主張が失当であることは明らかである。
（八）　海底断層Ｓ―一五ないし一七と白木―丹生リニアメントの連続性について原告らは、ブロック内の考慮されるべき危険な活断層として、海底断層Ｓ―一五ないし一七と白木―丹生リニアメントとは一体として評価すべきであり、これが活動した場合には「もんじゅ」直下で地震を引き起こし、施設に「衝撃的破壊」が生じる可能性がある旨主張する。
しかしながら、以下に述べるとおり、原告らの主張は失当である。まず、原告らは、海上保安庁水路部は、Ｓ―一五ないし一七を活断層と認めたと主張するが、同部は、その海底地質構造図において、伏在断層として断層の存在を推定するにとどまり（Ｓ―一五と一七が伏在断層であることは、原告らも認めている）、活断層とはしていない（乙イ第六号証六―三―三〇、一〇一ページ、甲ハ第七〇号証の三枚目）。
また、白木―丹生リニアメントが活断層運動によって生じたものでないことは、前記二１（二）で述べたとおりである。
したがって、白木―丹生リニアメントとＳ―一五ないし一七とを一体として評価すべき理由はない。
なお、原告らは、連続性が認められない場合であっても、断層が近傍に存在する場合には同時に活動する可能性があることが、兵庫県南部地震によって実証されたとする。しかしながら、兵庫県南部地震は、その余震分布等からみて、既知の活断層の密集帯である六甲―淡路断層帯（原子力安全委員会はこれを一連の断層として評価している（甲ハ第六〇号証一六ページ）。）の一部が変位して発生したものとみられ（同号証九、一〇ページ）、何ら関連性のない複数の断層が、位置関係のみを理由として同時に活動したものとは認められない。原告らの主張が失当であることは明らかである。
（九）　昀大速度振幅の算定
原告らは、耐震設計に用いられた昀大速度振幅を大幅に超える地震動が想定され、この場合に「もんじゅ」の安全は確保されない旨をるる主張する。原告らの右主張は、①白木―丹生リニアメントに対応する活断層が存在する、②「もんじゅ」の真下に断層又は亀裂が存在する、③敦賀半島西岸断層が存在すると
の仮定、及び④白木―丹生リニアメント
と海底断層Ｓ―一五ないし一七とが同時に活動する、⑤海底断層Ｓ―二一ないし二七と野坂断層とが同時に活動するとの仮定に依拠するものである。しかしながら被告は、①については前記二１（二）において、②については前記二２（二）において、③については前記四３（三）において、④については前記（八）において、また⑤については前記四３（二）において、いずれも具体的な根拠を示してその失当であることを明らかにした。したがって、昀大速度振幅を算定する方法の当否等を論ずるまでもなく、原告らの主張は理由のないことが明らかである。
４　基準地震動の策定について
被告は、既に前記三４で述べたとおり、金井式（地震のマグニチュード、震源距離及び地震の昀大速度振幅の関係を示す経験式）及び松田式（活断層の長さと地震のマグニチュードの関係を示す経験式）を用い、いわゆる大崎スペクトル（解放基盤表面における地震動の標準応答スペクトル）に基づいて、基準地震動作成のための応答スペクトルを策定し（大崎順彦の提唱に係る右のような手法を、一般に「大崎の方法」という。）、これに適合するように耐震設計に用いる基準地震動の模擬地震波を作成した。
原告らは、右の方法は十分安全側に立ったものではなく、自然の地震波がこれを上回る可能性があるとして、「もんじゅ」の耐震安全性は不十分である旨を主張する。
しかし、大崎の方法は、原子炉施設の耐震設計において有用な手法として承認されているものであって、金井式及び松田式は、いずれも地震動等の実地観測結果に基づいて策定された経験式であるから、原告らの主張は理由がない。以下、原告らの個別の主張ごとに、その失当であることを明らかにする。
（一）　大崎スペクトルについて
（１）　実地震動の包絡について
原告らは、耐震設計に際して被告が使用した「大崎の方法」により求められる基準地震動の応答スペクトル（大崎スペクトル）は、すべての実地震動を包含するものではなく、実地震動によって耐震設計で想定された以上の力が加わり、「もんじゅ」の耐震安全性が害される旨主張する（原告ら準備書面（四〇）三、四ページ）。
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。すなわち、「耐震設計審査指針」の解説の一部とすることを目的に作成された「原子力発電所設計用の基準地震動評価に関するガイドライン」において、大崎ス
ペクト
ルと実地震動スペクトルとの差が数量的に比較されているが（乙ハ第九号証七四ないし七八ページ）、これによると、大崎スペクトルは実地震動スペクトルをほぼ包絡しており、大崎スペクトルがわずかながら実地震動スペクトルを下回っているのは、マグニチュード六の遠距離地震に適用される標準スペクトルについて周期〇・〇二ないし〇・一〇秒の周期範囲と、マグニチュード七の中距離地震に適用される標準スペクトルについて〇・〇二ないし〇一三秒の周期範囲に限られる（乙ハ第九号証七四ページ、Ｐ３本人調書（二）四五ないし五一ページ）。一般に、建物の床の応答スペクトルは、建物の固有周期において昀大となるが、「もんじゅ」の原子炉建物の固有周期は、約〇・二秒（甲ハ第五二号証添付資料一四の一四八ページのスペクトルのピーク時の周期、Ｐ３本人調書（一）五六、五七ページ）である。


したがって、前記各周期範囲における大崎スペクトルと実地震動スペクトルとのわずかなスペクトル強度の差が、「もんじゅ」の原子炉建物の床応答スペクトルに及ぼす影響は極めて小さく、耐震設計上問題となるものではない。
（２）　修正大崎スペクトルについて
原告らは、長周期側の地震動をより大きく見積もる一九九四年版の大崎スペクトル（以下「修正大崎スペクトル」という。）が発表されたことを理由に、従前の大崎スペクトルを用いて行われた「もんじゅ」の耐震設計には問題がある旨主張する（原告ら準備書面（四〇）一〇、一一ページ）。
しかし、修正大崎スペクトルは、大崎順彦自身が、一般の土木・建築構造物用として位置づけているものであり（甲ハ第五七号証二〇五ページ）、剛構造の原子力発電所に比してより固有周期が長い建物等に適用することを予定したものである。したがって、従前の大崎スペクトルを用いて「もんじゅ」の耐震設計をしたことには、何らの問題もない（Ｐ３本人調書（二）五四ページ）。
（二）　金井式について
（１）　金井式の妥当性について
一般に、地震動の水平方向における昀大速度振幅は、実測結果に基づいた経験式によって定めることができるとされており、金井式は、「もんじゅ」を始め他の原子炉施設における解放基盤表面上での基準地震動策定に際して用いられ、現在も広く活用されている有用な経験式である。
原告らは、金井式の作成の基礎となった観測データはマグニチュード四・〇から
五・一の地震のも
のであるから、マグニチュード七以上の大規模な地震に適用することは誤りであり（原告ら準備書面（四〇）七ページ）、また、遠距離の地震等の場合、金井式の計算値は、実測値の四分の一から五分の一にしかならないとして、金井式を適用した「もんじゅ」の耐震設計では、耐震安全性は確保されない旨主張する（原告ら準備書面（三二）七一ページ）。
しかし、強震観測データと金井式による計算値とを比較してみると、日本海中部地震（マグニチュード七・七）や宮城県沖地震（マグニチュード七・四）、根室半島沖地震（マグニチュード七・四）及び十勝沖地震（マグニチュード七・九）の各観測値について、金井式は、地震の震源及び観測点が共に日本列島の太平洋岸沖にある場合は良い推定を与え、震源が太平洋岸又は日本海岸の沖合いずれにあっても、観測点が日本海側の場合にはおおよそ震央距離一〇〇キロメートル以上の遠距離になると計算値は実測値より大きくなるとされている（乙ハ第一五号証二七ないし三〇、三四ページ）。
したがって、マグニチュード七以上の地震、あるいは震央距離一〇〇キロメートル以上の遠くの地震についても、金井式は適用し得るものであり、被告が、「もんじゅ」の耐震設計において金井式を適用したことに何ら問題はない。
（２）　金井式の適用範囲について
また原告らは、金井式作成の基礎となったデータは「もんじゅ」の基礎岩盤よりかなり硬い岩盤上の観測データに基づいているから、金井式を「もんじゅ」に適用することは誤りである旨主張し（原告ら準備書面（四〇）六、七ページ）、証人Ｐ１はこれに沿う証言をする（Ｐ１調書（二）二一丁表、同裏）。しかし、金井式作成の基礎となった観測データは、日立鉱山の地下三〇〇メートルの、縦波速度（ＶＰ）が毎秒約五・五キロメートル、そこから推定される横波速度（ＶＳ）が毎秒約三キロメートルの岩盤上のものとされているが（乙ハ第一五号証四ページ）、その後、一九六五年の松代群発地震の際、岩盤表面上における地震動の観測記録が多数得られたことから、これらの地震動のデータについても考慮が払われ、現在の金井式は、解放基盤表面上の地震動の強さを推定する式としてふさわしいものとされている（乙ハ第九号証三四ページ）。前記二２（三）で述べたとおり、「もんじゅ」の基礎岩盤は、上部堆積層をすべて除去し、堅硬な岩盤を露出させたもので、堅硬、均質で相当な広がりのある解放基盤表面であるから、金井式をこれに適用することに何らの問題もない。
（３）　金井式の適用限界について
原告らは、金井式には、限界距離（原告らは、マグニチュード七の場合は一三・六キロメートルであると主張する。）内の地震には適用できない性質があるのに、被告は、右限界距離内の甲楽城断層（マグニチュード七、震央距離一一・五キロメートル）から想定される地震に金井式を適用しており、誤りである旨主張する（原告ら準備書面（四〇）八、九ページ）。
原子力発電所の耐震設計に一般に用いられている大崎の方法では、近傍の地震については、距離が近づくにつれて昀大加速度が増大するといった関係が成立しないことから、震央域という概念を用い、震央域の外縁部分における昀大速度振幅を金井式によって求め、震央域の内部では、右の一定値をもって評価するところ（乙ハ第九号証二ページ）、マグニチェード七・〇の場合の震央域外縁距離は一〇キロメートルとされるから（乙ハ第九号証三五、三九、四〇ページ）、震央距離が一〇キロメートルまでの範囲では金井式を用いて昀大速度振幅を求め、それ以下の距離では、常に震央距離一〇キロメートルにおける昀大速度振幅によって評価することになる。
これに対し、原告らの主張する「限界距離」の考え方は、右「震央域外縁距離」の考え方とは異なるものと思われ、金井式の適用方法に関する原告らの主張は必ずしも明らかではない。原告Ｐ３本人尋問の結果によれば、甲楽城断層の場合、震央距離一三・六キロメートル（限界距離）までは金井式を適用し、限界距離内ではわずかずつ昀大速度振幅が大きくなるとするもののようであるが、その度合や具体的な適用方法、さらには甲楽城断層についての適用結果は明らかにされていない（Ｐ３本人調書（二）三九、四四、四五ページ）。
しかし、震央距離一一・五キロメートルの甲楽城断層に金井式を適用する場合、「限界距離」、「震央域外縁距離」のいずれの考え方によったとしても、求められる昀大速度振幅の値に有意な差が生じるとは考えられないことは原告Ｐ３自身も認めているのであるから（Ｐ３本人調書（二）四五ページ、同速記録末尾添付①）、被告が行った甲楽城断層による地震に対する評価を誤りとすべき理由はない。
（三）　松田式について


原告らは、松田時彦が、平成七年六月、昀近の検討結果として二本の直線で表される活断層の長さとそれによる地震のマグニチュードとの関係式を示し（甲ハ第五四号証二二ページの図２中の点線ｂとｃ）、これによれば、甲楽城断層のマグニチュードは大きくなるとして、従来の松田式による過小な評価に基づいてされた耐震設計には誤りがある旨主張する（原告ら準備書面（四〇）五、六ページ）。被告が用いた松田式は、松田時彦が、昭和五〇年に、地震の際に、一定の長さの断層が引き起こす可能性のある昀大のマグニチュードを推定するために提案した式であるが（乙ハ第一六号証二七三ページ）、「もんじゅ」のみならず他の原子炉施設における活断層による地震のマグニチュードを算出する際に有用な経験式として、新たな経験式が提唱された後も用いられている。
いずれにしても経験式の適用の問題であって、被告が、右のように実績があり広く活用されている従来からの松田式を適用して活断層を評価したことの合理性が失われるものではない。
一方、原告らの指摘する新たな経験式は、策定根拠が全く明らかにされていない。したがって、これによって従来の経験式の適用を誤りとすべき理由はなく、原告らの前記主張は理由がない。
５　兵庫県南部地震後の知見について
（一）　応答スペクトルについて
原告らは、兵庫県南部地震の際に神戸大学のトンネル内で観測された地震動の応答スペクトルが、大崎スペクトルを長周期側で上回っているとして、大崎の方法は完全に破綻した旨主張する（原告ら準備書面（四〇）一五ないし二二ページ）。しかし、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。（１）　大崎スペクトルは、露出した岩盤表面上ないしはごく岩盤表面に近い箇所、すなわち、ほぼ解放基盤表面上と考えられる箇所に設置された地震計によって観測された実地震動記録を基に作成されたものである（乙ハ第九号証一九ページ）。これに対し、神戸大学で観測された地震動は、花崗岩上に厚さ一・三メートルの埋戻土又は表層土があり、さらに、その上の厚さ九五センチメートルのコンクリート床上に設置された地震計によるものであって、解放基盤表面上と考えられる箇所に設置された地震計によるものではない（甲ハ第六〇号証五五ページ）。また、大崎スペクトルは、前記三４（二）で述べたとおり、横波速度（ＶＳ）の値がほぼ毎秒〇・七ないし一・九キロメートルまでの範囲の堅さの岩盤に対してよ
く適用するとされているが（乙
ハ第九号証三三ページ）、神戸大学に設置された地震計の直下九五センチメートルから二二五センチメートルまでの範囲にある埋戻土又は表層土の横波速度（ＶＳ）は、毎秒二四〇メートル（〇・二四キロメートル）程度である（甲ハ第六〇号証五五ページ）。
いずれにしても、神戸大学の地震計設置箇所が、大崎の方法の前提となる解放基盤表面とはいえないことは明らかである。
（２）　さらに、原告らは、地震動の応答スペクトルが、大崎スペクトルを長周期側で上回っていることを問題としている。
しかし、「もんじゅ」の建物及び構築物は剛構造であり（乙イ第六号証八―一―九八ページ）、その固有周期は短周期側に集中しているから（例えば原子炉建物の固有周期は、前記４（一）（１）で述べたように約〇・二秒である。）、長周期側の地震動との共振によって、「もんじゅ」の建物及び構築物が大きな影響を受けるということない。
したがって、右の点は、「もんじゅ」の耐震安全性に影響を及ぼすものではない。
（３）　なお、兵庫県南部地震の際に、神戸大学のトンネル内で観測された昀大速度振幅値が大きな値を示しているのは、埋戻土や表層土といった表層地盤の増幅等の影響によるものと考えられており（甲ハ第六〇号証一九ページ）、表層地盤を取り除いて岩盤に直接設置されている「もんじゅ」の施設を、これと同列に論じることはできない。
（二）　鉛直地震力について
（１）　「もんじゅ」の耐震設計においては、水平地震力と、その昀大加速度振幅の二分の一の値を鉛直震度とする鉛直地震力とが同時に不利な方向で作用するものとして動的解析を行っている。
しかし、原告らは、兵庫県南部地震による観測記録中に水平動を上回る上下動が見られるとして、「もんじゅ」の耐震安全性は確保されていない旨主張する（原告ら準備書面（四〇）二三ないし二六ページ）。
（２）　なるほど、「検討会報告書」には、兵庫県南部地震による観測記録中には上下動の昀大加速度が水平動の昀大加速度の二分の一を上回るものが見られる旨の記述が存在するが（甲ハ第六〇号証一三ページ）、同報告書は、これと並んで、右観測記録の中には、埋立地盤のような軟弱な表層地盤（水平方向の加速度の増幅が抑えられる一方、上下方向の加速度の増幅は抑えられないため、上下方向の加速度が相対的に大きくなる場合があるといわれている。）における観測記録や、高層ビ
ルの地下
階で得られた観測記録等のように構造物の影響を強く受けていると考えられるものが含まれるため、これらを除外した観測記録一二五件について分析したところ、上下動と水平動との昀大加速度振幅の比は、平均的にほぼ二分の一を下回る結果が得られたことをも明らかにしている（甲ハ第六〇号証二〇、二一ページ）。さらに、同報告書は、上下動と水平動の両方向の地震動が作用する場合、一般に、上下方向と水平方向の地震動の昀大加速度の生起時刻及び施設の上下方向と水平方向の振動特性の差等により、両方向の昀大応答の発生時刻が異なるため（前記三５（一）で述べたとおり、「もんじゅ」では、水平地震力と鉛直地震力とが、同時に不利な方向で作用することを想定して設計を行っている。）、右観測記録中、時刻歴波形の得られている二三件の観測記録について、水平方向の昀大加速度の発生時刻における水平方向に対する上下方向の加速度振幅の比を分析した結果、平均値は〇・一程度、昀大値は〇・三程度となり、右比の値は二分の一を大きく下回ることをも明らかにした（甲ハ第六〇号証二一ページ）。（３）　このように、鉛直地震力は水平地震力よりも小さく、一方、構造物には常時、自重が作用するため、構造物は、長期荷重としては、一般に水平方向よりも鉛直方向に十分な裕度をもって設計される。そのため、短期荷重としての鉛直地震力が構造物に与える影響は小さく、構造物の耐震設計を支配するのは水平地震力である。
また、原子炉施設の建物は、厚い壁で構成される鉄筋コンクリート造りの壁式構造が主体であって壁量が多いため、全体的に上下方向には剛性の高い剛構造となっていることから、上下方向の地震力に対し、一般建築物と比べてはるかに大きな安全余裕を有している（甲ハ第六〇号証二二ページ）。


（４）　以上によれば、「もんじゅ」の耐震設計に問題のないことは明らかである。右の結論が正当であることは、「検討会報告書」において、「耐震設計審査指針」における鉛直地震力の評価は、兵庫県南部地震で得られた知見に照らしても、その妥当性が損なわれるものではないとされていることからも明らかである（甲ハ第六〇号証二三ページ）。
６　耐震設計について
（一）　床応答スペクトルについて
（１）　原告らは、「設計及び工事の方法の認可申請書」記載の床応答スペクトルについて、これを作成する際に依拠した大崎の方法には安全余裕がないから、右床応答スペクトルの示す加速度が想定以上に及ぶ可能性があり、この場合には機器・配管が破壊され、あるいは支持装置等が破壊されて機器・配管等の揺れの周期がピークに近づき、又は揺れが吸収されないために、機器・配管等が破壊される可能性がある旨主張する（原告ら準備書面（四〇）一二ないし一四ページ）。
しかし、大崎の方法の有効性については既に前記４（一）で述べたとおりであり、また、以下に述べるとおり、原告らの右主張は理由のないものである。ア　被告は、「もんじゅ」の床応答スペクトルを作成するに当たって、適切な減衰定数を定めて求めた床応答スペクトルに対し、さらに、右スペクトルが右下がりにある周期範囲では右範囲のスペクトルを右側に、スペクトルが左下がりにある周期範囲では左側にそれぞれ一〇パーセント平行移動させるなどの方法でスペクトルの拡幅（乙ハ第一七号証五一六、五一七ページ、乙ハ第一八号証四一三、四一五ページ）を行い、安全側の地震力設定となるようにした上で、機器・配管が右床応答スペクトルによる地震動に対して耐え得るよう耐震設計を行った（乙イ第六号証八―一―一〇一ないし一〇三ページ）。
イ　また、被告は、耐震上必要な箇所に設置している支持装置等についても、地震時にその機能が損なわれないよう設計するとともに、定期点検等によりその機能を確認している（乙イ第六号証八―一―一〇七ないし一一一ページ）。したがって、支持装置等が地震により破壊されるおそれはない。
（二）　構造計算について
（１）　原告らは、「設計及び工事の方法の認可申請書」添付の構造計算書中に、算定結果が許容値又は判定値をオーバーしているものがあるにもかかわらず、「地震時に発生する各応力は許容値を満足しており、安全である」と結論していることは、「もんじゅ」の耐震設計が極めてずさんであり、危険であることを示すものである旨主張する（原告ら準備書面（四〇）二六、二七ページ）。しかしながら、原告らの右主張は、原告Ｐ３本人が認めるとおり、誤解にすぎない（Ｐ３本人調書（二）六二、六三ページ）。
（２）　原告らは、前記構造計算書中のガードベッセルの耐震性に関する応力評価の中で「下部サポート外面」における「一次応力＋二次応力の判定ＩＶＡＳ」の欄において、求められた応力値（三三・三）がかっこ内の値（三〇・二）を超えてい
ることを指摘し、前記主
張をする（乙ハ第一一号証三七ページ第五―一二表）。しかし、右の応力値は、地震動のみによる一次応力と二次応力とを加えて求めた応力の昀大値と昀小値との差を示すものであり（乙ハ第一一号証三六ページ）、右の差すなわち変動値が設計降伏点（Ｓｙ）の二倍以下（２Ｓｙ以下）であれば疲れ解析は不要であるが、２Ｓｙを超えるときは弾塑性解析により求められる応力値を用いて疲れ解析を行うことが必要となるものである（乙ハ第一一号証二四ページ）。
被告は、右の変動値（三三・三）が判定値（三〇・二）を超えたことから疲れ解析を実施し、疲れ累積係数が〇・〇〇一であり、許容値の一・〇以下であることを確認した結果（乙ハ第一一号証二四、三七ページ）、許容値を満足すると判断した。
（３）　なお、原告Ｐ３は、右判定値を超えた場合に疲れ解析をすること自体が適切でなく、前記判定基準自体が誤りである旨述べている（Ｐ３本人調書（二）六一ないし六四、六六、六七ページ）。
しかし、疲れ解析は、地震時の繰り返し荷重によって応力が繰り返し構造物にかかり、破損（疲労破損）に至ることを防止するために、発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和五五年通商産業省告示五〇一号）や原子力発電所耐震設計技術指針に基づいて行われる解析であって（乙ハ第一七号証五〇一ページ、乙ハ第一九号証一八〇ページ）、疲労強度の点から材料の健全性を検討するものであるから、これを行うべきではないとする主張は理解し難い。
五　まとめ
以上のとおり、「もんじゅ」については、地質、地盤に係る条件や地震の影響によって、放射性物質を環境に異常に放出することのないよう、十分な安全性が確保されている。したがって、自然的立地条件の影響によって「もんじゅ」の安全性が損なわれ、原告らの生命・身体に放射性物質による被害を及ぼすことは考えられない。これに反する原告らの主張には何ら理由のないことが明らかである。
第四　「もんじゅ」の事故防止対策
一　多重防護の考え方
１　「もんじゅ」において放射性物質の持つ危険性を顕在化させないためには、その設置ないし運転に際し、「もんじゅ」の特徴を踏まえた上で、平常運転時はもちろんのこと、異常状態が発生した場合においても、放射性物質を原子炉施設内に封じ込めることに万全を期す必要がある。そのため、被告は、「もんじゅ」を設置す
るに当たって、前記第一の二（二）（
２）で述べたとおり、多重防護の考え方（乙第二号証一一〇ページ、乙ホ第「一号証の一（Ｐ６調書（一））五丁裏ないし七丁表）に基づく事故防止対策を講じている（乙イ第二号証二四ないし三八ページ、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））四六丁表、同裏）。
２　多重防護の考え方に基づく事故防止対策の第一は、放射性物質を環境へ異常に放出するおそれのある事態につながるような異常状態の発生そのものを未然に防止する「異常状態発生防止対策」であり、その第二は、仮に何らかの原因によって異常状態が発生した場合であっても、異常状態が拡大したり、さらには放射性物質を環境へ異常に放出するおそれのある事態にまで発展したりすることを防止する「異常状態拡大防止対策」である。


被告は、「もんじゅ」について、右の各対策を講じているので、放射性物質が環境へ異常に放出されるおそれのある事態は確実に防止される。しかし、被告は、これらに加えて、更に「放射性物質異常放出防止対策」をも講じている。これは、公衆の安全確保に万全を期するため、念には念を入れるという考え方に基づくものであり、原子炉の寿命中に起こるとは考えられないような事態を仮定した場合にも、なお放射性物質を環境へ異常に放出することは確実に防止できるようにしたものである。
これらの対策について一例を挙げれば、燃料被覆管等に異常な温度上昇が生じた場合には、放射性物質の封じ込め機能を有する燃料被覆管や原子炉バウンダリ（後記二で詳述する。）の損傷につながるおそれがあるが、「もんじゅ」においては、①異常状態発生防止対策によって、異常な温度上昇の発生自体が未然に防止され、②仮に何らかの原因によって、異常な温度上昇が発生した場合であっても、異常状態拡大防止対策によって、それが燃料被覆管や原子炉バウンダリの損傷に波及したり、放射性物質を環境へ異常に放出するおそれのある事態にまで発展することは防止される。また、③万一、原子炉バウンダリが破損するような事態が発生したとしても、放射性物質異常放出防止対策によって、放射性物質の環境中への異常な放出は防止されるのである。したがって、「もんじゅ」を運転に供することによって、放射性物質の潜在的な危険が顕在化することはない。
３　以下、右の各対策について詳述し、右各対策が公衆の安全確保上不十分であり、事故等によって原告らの生命・身体に被害が及ぶ旨の原告らの主張が失当であることを明らかにする。
二　異常状態の発生防止対策
異常状態の発生を未然に防止するためには、①原子炉の運転中、燃料被覆管及び原子炉バウンダリの健全性が確保されるように設計、製作、据付けが行われるとともに、②原子炉が安定して運転されることが重要である（乙イ第二号証二四ページ、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））の七丁表）。このため、被告は、右の各点について、以下に述べるとおり、十分な対策を講じた。
１　燃料被覆管の健全性の確保
前記第一の二１（二）（１）イで述べたとおり、炉心を構成する炉心燃料集合体は、一体当たり一六九本の炉心燃料要素とこれを収納するラッパ管（ｗｒａｐｐｅｒ　ｔｕｂｅ）等から成り（第四図参照）、炉心燃料要素は、プルトニウム・ウラン混合酸化物等を焼き固めた多数の燃料ペレットとこれを収納する燃料被覆管等から成る（乙イ第六号証八―三―二ページ）。
燃料被覆管は、燃料ペレットを管内に保持するとともに、燃料ペレット内の核分裂により発生する熱を冷却材に伝達し、核分裂に伴って生じる放射性物質を管内に封じ込める機能を有している（乙イ第六号証八―一―五ページ）。被告は、右のような燃料被覆管の重要性にかんがみ、①燃料被覆管に生じる内圧や熱応力、あるいは冷却材中の不純物等による腐食、②燃料ペレットの過度の膨張、③冷却材流量の低下及び④ラッパ管の変形等、燃料被覆管が損傷する原因となる可能性のある事象について、以下のとおり十分な対策を講じ、その健全性を確保している。
（一）　燃料被覆管の基本的健全性
原子炉の運転に伴い、燃料被覆管は中性子照射によりスエリング（膨張）したり、熱応力が生じるほか、燃料ペレット内に生じる気体状の核分裂生成物の圧力（内圧）が加わる。また、燃料被覆管は、冷却材中の不純物等による腐食にもさらされる。
しかし、「もんじゅ」の燃料被覆管については、これらに対し十分な健全性が確保されている。
（１）　「もんじゅ」の燃料被覆管は、その材料として、耐スエリング性や高温強度に優れ、耐食性にも優れたステンレス鋼（ＳＵＳ三一六相当ステンレス鋼）を使用している（乙イ第二号証九ページ、乙イ第六号証八―三―七ページ）。（２）　構造的には、運転温度における内圧等に十分耐え得る内径や肉厚にするとともに、内部にガスプレナム（空間）を設けて、核分裂生成物が蓄積しても内圧が過大とならないようにしている（第四図参照。乙イ第六号証八―三―四、九ページ）。
また、燃料要素が軸方向に膨張しても、過大な熱応力が燃料被覆管に生じることのないよう、燃料要素の上端を固定せず、上部に十分な空隙を設けている（乙イ第二号証一〇ページ、乙イ第六号証八―三―一〇、一一ページ）。（３）　腐食の関係では、冷却材中に存在して腐食の原因となる酸素などの不純物を一次ナトリウム純化系のコールドトラップで除去し、冷却材を高純度に維持している（乙イ第二号証一〇、一八ページ、乙イ第六号証八―八―三ページ）。（４）　以上のとおり、スエリング、内圧、熱応力及び腐食に対する燃料被覆管の基本的健全性は、十分確保されている（乙イ第六号証八―三―九、一〇、八―八―三ページ）。
また、「もんじゅ」で使用する燃料集合体は、その製造工程のすべての段階において、厳重な品質管理の下に製造されているが、燃料被覆管については、特に、その製造工程において、超音波探傷試験により欠陥の有無を、また、エックス線透過試験により端栓の溶接部の健全性をそれぞれ確認するとともに、燃料ペレットを燃料被覆管内に充てんした後には、ヘリウム漏えい試験及びエックス線透過試験を行って、その総合的な健全性を確認している（乙イ第二号証一〇、一一ページ、乙イ第四七号証三・四・三―二ページ、乙イ第六号証八―三―一一ページ）。
（二）　燃料ペレットの膨張等に対する健全性の確保
燃料ペレットの溶融や過度の膨張によって燃料被覆管が損傷することのないよう、被告は、「もんじゅ」の燃料について、以下の配慮をしている。（１）　被告は、「もんじゅ」の設計に際し、燃料であるプルトニウム・ウラン混合酸化物の融点が摂氏約二七四〇度であることから、燃焼中の融点の低下等を考慮して、燃料ペレットの設計条件（熱的制限値）を二六五〇度とした。そして、定格出力運転時及び運転時の異常な過渡変化時（過出力時）における燃料ペレットの昀高温度を保守的に評価した結果、いずれの場合においても右の設計条件を満足し、燃料ペレットが溶融しないことを確認した（乙イ第六号証八―三―八、三三ないし三五、四三ページ、同添付書類八追補Ⅳ）。
なお、燃料設計後に燃料ペレットの物性に関する新たな知見が得られ、燃料の融点は約三〇度低下し、燃料ペレットの融点は燃焼初期から漸減するとされたが、
「もんじゅ」の安全


総点検において、燃料ペレットの昀高温度を再評価した結果、右の知見を考慮しても、燃料ペレットの昀高温度の評価値に大きな影響を与えるものではなく、燃料ペレットや燃料被覆管等の燃料設計自体を見直す必要のないことを確認した（乙イ第四八号証三・四・一―四ページ）。
（２）　燃料ペレットの熱膨張及び核分裂生成物等の蓄積によるスエリング（膨張）に対しては、燃料ペレットと燃料被覆管との間に間隙が設けられていることから、燃料被覆管が過大な力を受けることはない（第四図参照。乙イ第六号証八―三―四ページ）。また、燃焼が進んで燃料ペレットのスエリングが進んでも、燃料被覆管自体の内径がスエリング及びクリープにより増加するため、接触により生じる応力が過大となって燃料被覆管が損傷することはない（乙イ第二号証九、一〇ページ、乙イ第六号証八―三―五、九ページ）。
したがって、燃料ペレットがスエリングによって燃料被覆管に接触し、これによって被覆管の変形や応力割れが生じる旨の原告らの主張（訴状二六二ページ）は理由がない。
（３）　なお、原告らは、燃焼が進むと、燃料ペレットに「焼きしまり」又は温度差を原因とするクラック（ひび割れ）が生じ、これによって燃料被覆管が損傷する旨主張し（原告ら一九九〇年（平成二年）五月一八日付け準備書面（以下「原告ら準備書面（二九）」という。）九ないし一五ページ）、甲イ第二八号証六四、六五ページにはこれに沿う記載がある。
しかし、日本原子力研究所の材料試験炉ＪＭＴＲを用いた照射試験によって、燃料ペレットには有意な焼きしまりは生じないことが確認されている（乙イ第七一号証三五〇ページ）。また、クラック等の影響についても、フランスのラプソディ炉及び「常陽」における照射実績から、「もんじゅ」の定格出力を上回る線出カ密度、及び「もんじゅ」の燃料要素昀高燃焼度を上回る燃焼度まで、燃料被覆管が健全であることを確認した（乙イ第六号証八―三―七、八、六九ページ、乙イ第五六号証一六八、一六九ページ）。
したがって、焼きしまりやクラック等が燃料被覆管の健全性に影響を及ぼすことはなく、原告らの右主張は失当である。
（４）　以上のとおり、「もんじゅ」において、燃料ペレットの溶融によって燃料被覆管が損傷したり、あるいは燃焼に伴う燃料ペレットの熱膨張、スエリング、焼きしまり、クラック等によって、燃料被覆管の健全性が損なわれることはない。
（三）　冷却材流量低下に対する健全性の確保
燃料要素間を流れる冷却材の流量が減少すると、冷却能カの低下による温度上昇によって、燃料被覆管が損傷する可能性があることから、被告は、①所定の冷却材を炉心に安定して供給するとともに、②燃料ペレットが発生する熱量と冷却材が除去する熱量とのバランスを保ち得るよう、設計上の配慮を行っている。
（１）　炉心への冷却材の安定した供給
「もんじゅ」では、冷却材を内包する原子炉冷却材バウンダリ（後記２で述べるとおり、原子炉バウンダリの一部をなす。）及び炉内構造物について、設計上必要な強度を持たせた上で、品質管理を十分に行って製作し、検査をしており、炉心への流路を確保する上で十分な構造健全性を確保している（乙イ第六号証八―三―一一、八―四―二ページ）。また、冷却材を循環させる一次主冷却系循環ポンプは、所要の冷却材流量を循環させる能カがあり、冷却材は原子炉出力に見合う所要の流量でもって安定して炉心に供給される（乙イ第二号証二七ページ、乙イ第六号証八―四―六、七、八―九―一七、一九、二〇ページ）。
（２）　炉心内の冷却材流量及び流路の確保
ア　燃料集合体のエントランスノズルに設けられた冷却材流入孔（オリフィス孔）と炉心支持板の連結管に設けられたスリットとの組合せにより、炉心内の各燃料集合体の位蹟に応じて、その発熱量（出力規模）に見合った冷却材の流量配分を行うとともに、エントランスノズルには、多数の冷却材流入孔を設けて流路閉塞を防止している（第一二図③参照。乙イ第二号証二七、二八ページ、乙イ第六号証八―三―五、三一、三二、五七ページ）。
イ　さらに、ワイヤスペーサを用いることで、温度差による湾曲によって燃料要素が互いに接触することを防止し、燃料集合体内における所要の冷却材流量や冷却材流路を確保している（乙イ第二号証二八ページ、乙イ第六号証八―三―五、一〇ページ）。また、炉心燃料集合体の出口には、冷却材の温度等を測定する検出器（炉心出口計装）を設置し、冷却材流量に異常がないことを常時監視している（乙イ第六号証八―九―七ページ）。
ウ　なお、燃料被覆管の外径は、気体状の核分裂生成物による内圧や高速中性子の照射によって生じるクリープ及びスエリングによって、使用期間中徐々に増加するが、右外径の増加量を七パーセント程度に抑えると、冷却機能は十分維持され、燃料被覆管の健全性も損なわれないと評価された（乙イ第六号証八―三―九ページ）。「もんじゅ」では、燃料被覆管の材料に耐スエリング性に優れたＳＵＳ三一六相当ステンレス鋼を開発し使用することによって、燃料被覆管の使用期間末期でも、燃料被覆管の外径増加を約六パーセント以下となるよう抑えている（乙イ第六号証八―三―七ないし九、七一ページ）。
エ　以上によれば、燃料要素が温度差によって湾曲し、あるいは燃料被覆管の外径が増加することによって冷却材の流路閉塞が生じ、その部分の温度が上昇して燃料が溶融する旨の原告らの主張（訴状二六一ページ、原告ら準備書面（二九）一九八、一九九ページ）は理由がない。
（四）　ラッパ管の変形に対する健全性の確保


燃料要素を収納するラッパ管は、エントランスノズル等と併せて、前述した燃料要素を冷却するのに必要な冷却材流量や冷却材流路を確保する機能を有する（乙イ第六号証八―三―五ページ）。「もんじゅ」では、ラッパ管の過大な変形によって燃料被覆管が損傷することのないよう、以下に述べるような対策を講じた。（１）　「もんじゅ」のラッパ管には、燃料被覆管と同様、耐スエリング性に優れ、熱的、機械的荷重による変形に十分耐える強度を有するＳＵＳ三一六相当ステンレス鋼を使用している（乙イ第六号証八―三―五ないし七ページ、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））二八丁表）。そのため、ラッパ管は、輸送時や運転時に受ける種々の力に十分耐えるとともに、中性子照射によるスエリングに対しても、十分な健全性を有している（乙イ第六号証八―三―一〇、一一ページ）。（２）　また、燃料集合体相互の間隔を十分にとるとともに、ラッパ管の上部、中間部及び下部の三箇所にスペーサパッドを設けているので（第四図参照）、燃料集合体に熱湾曲等による曲がりが生じたとしても、各燃料集合体は、右スペーサパッドによって隣接する燃料集合体と相互に支持、拘束され、また、地震時においても、燃料集合体が受ける力はスペーサパッドを通じて互いに伝えられ、いずれの場合も昀終的には炉心全体を取り巻く円筒状の構造物（炉心槽）（第一図参照）によって受け止められる。したがって、熱湾曲等や地震によって、ラッパ管に過大な変形が生じることはない（乙イ第六号証八‐三‐六、一〇ないし一四ページ）。（３）　燃料集合体は、下端部のエントランスノズルを炉心支持板の連結管内に挿入し（第一二図②、③参照）、下部のみを固定して炉心において直立支持させ、上部は固定しない構造としていることから、上部方向への熱膨張が生じても、燃料集合体に過大な変形が生じることはない（乙イ第六号証八―三―一〇ないし一二、一四ページ）。
（４）　以上によれば、燃料集合体のラッパ管の健全性は十分確保されているから、炉内の変形挙動と炉心槽等による拘束との相互作用によって、燃料集合体が大きく変形、湾曲し、内部の燃料被覆管が損傷する旨の原告らの主張（訴状二六五ページ、原告ら準備書面（二九）二五ページ）は理由がない。
２　原子炉バウンダリの健全性の確保
原子炉バウンダリは、原子炉冷却材バウンダリと原子炉カバーガス等のバウンダリとで形成され（第六図参照）、異常な事態が発生した場合には、放射性物質をこの中に封じ込めるという重要な機能を有している（乙イ第二号証一一、一二ページ、乙イ第六号証八―一―一二、八―四―一ページ）。
（一）　原子炉冷却材バウンダリの健全性の確保
原子炉冷却材バウンダリは、通常運転時はもとより、異常な事態の発生により原子炉が緊急停止した場合であっても、原子炉の冷却材を内包し、それが破損すると原子炉冷却材漏えい事故となる範囲であり、原子炉容器、一次主冷却系の機器・配管等から構成される（乙イ第二号証一二ページ、乙イ第六号証八―一―一二、八―四―二三ページ）。
被告は、「もんじゅ」について、①運転中に受けることが予想される荷重、②中性子照射、あるいは③腐食などの要因によって原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることがないよう、以下に述べる対策を講じた。
（１）　運転中に受ける荷重に対する健全性の確保
被告は、原子炉冷却材バウンダリの機械的健全性を確保するために、原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管等について、以下のとおり、高温のナトリウム環境の下で使用されることを考慮した適切な材料の選定を行い、予想される運転状態において生じる荷重に対して十分な強度を確保し、さらに、原子炉容器及び配管を始めとする原子炉冷却材バウンダリの熱的過渡変化が過大とならないよう配慮した。
ア　原子炉冷却材バウンダリは、高温強度とナトリウム環境下での使用に対する適合性が良好なステンレス鋼（ＳＵＳ三〇四ステンレス鋼）を材料として使用し、冷却材の圧力等を考慮した設計としている。また、耐震重要度分類上はＡｓクラスとしての耐震設計を行い、プラントの寿命中に想定される熱荷重、地震荷重等の必要な組合せに対して十分な強度を有するようにした（乙イ第六号証八―一―六六、六七、一一三、八―四―二ないし四ページ）。
イ　通常の起動又は停止時には、冷却材の昇温速度又は降温速度が過大にならないように制限し、また、定格出力運転時の原子炉容器出口ナトリウム温度（摂氏約五二九度）を原子炉出力制御系によってほぼ一定に保つなど、原子炉冷却材バウンダリに加わる熱的過渡変化が小さくなるようにした（乙イ第二号証一三、一四ページ、乙イ第六号証八―一―六七、八―四―三、八―九―一八ページ）。ウ　また、原子炉冷却材バウンダリは、寿命期間を通じて、熱的過渡変化及びクリープに十分耐え得る強度を持たせた。さらに、一次主冷却系の配管の熱膨張に関しては、配管を要所で曲げることによってこれを吸収させ、過大な熱応力が発生しないようにした（乙イ第二号証一四ページ、乙イ第六号証一〇―三―二四ページ）。（２）　中性子照射の影響に対する原子炉容器の健全性の確保金属材料は、一般に、過度の中性子照射を受けると延性（伸びる性質）が低下し、もろくなる（ぜい化する）傾向が見られる。この点を考慮して、被告は、「もんじゅ」において、原子炉容器の材料に延性の高いステンレス鋼を使用するとともに、炉心と原子炉容器との間に中性子しゃへい体を置いて、原子炉容器に対する過度の中性子照射を防止している（第三図参照。乙イ第二号証一四ページ、乙イ第六号証八―三―一、六一、八―四―二、一〇ページ）。
また、原子炉容器内に原子炉容器と同一材料の試験片を挿入し、原子炉の供用期間中、右試験片を適宜取り出して試験することにより、供用期間中を通じ、原子炉容器の中性子照射による影響の程度を把握することとしている（乙イ第六号証八―四―二、六、一〇ページ）。
（３）　腐食に対する健全性の確保
原子炉冷却材バウンダリは、その内面で冷却材と接しているため、冷却材中の不純物による化学的腐食に対しても、その健全性を確保する必要がある。「もんじゅ」においては、原子炉冷却材バウンダリの材料として、耐食性に優れたステンレス鋼を使用するとともに（乙イ第二号証一三ページ、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））三〇丁表）、腐食の原因となる冷却材中の不純物を一次ナトリ
ウム純化系のコー


ルドトラップで除去することなどによって、冷却材を高純度の状態に維持し（乙イ第二号証一三ページ、乙イ第六号証八―八―三ページ）、腐食に対する健全性を確保している。
以上（１）ないし（３）で述べたとおり、「もんじゅ」においては、原子炉冷却材バウンダリについて、運転中における荷重や中性子照射、腐食に対して十分に対策を講じていることから、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
なお、原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管等は、その製作及び据付けの工程ごとに厳重な検査を行い、その材料については素材の段階で超音波探傷試験等を行って十分な品質を確保し、さらに、溶接部の放射線透過試験、液体浸透探傷試験、耐圧試験等を行ってその健全性を確認した。また、ナトリウム漏えい検出器等により原子炉冷却材バウンダリからの冷却材漏えいの有無を連続監視している（乙イ第六号証八―一―三六、八―四―二、三、一〇、一一、一九ないし二一ページ、乙イ第七九号証六ページ）。
（二）　原子炉カバーガス等のバウンダリの健全性の確保原子炉カバーガス等のバウンダリは、通常運転時はもとより、異常事態の発生により原子炉が緊急停止した場合であっても、原子炉冷却材バウンダリとともに放射性物質をこの中に封じ込める機能を有するものであり、原子炉容器のしゃへいプラグ、一次アルゴンガス系の配管等から構成される（乙イ第二号証一六ページ、乙イ第六号証八―一―一〇、八―四―一、二四ページ）。
被告は、原子炉カバーガス等のバウンダリの健全性が、①運転中に受けることが予想される荷重、及び②カバーガス中の不純物に起因する腐食によって損なわれないように、以下に述べるとおり、十分な対策を講じた。
（１）　運転中に受ける荷重に対する健全性の確保
「もんじゅ」では、出力運転時には一次アルゴンガス系の圧力はほぼ一定（約一・五気圧）に保たれるが、一次アルゴンガス系の機器、配管等は、右出力運転時の圧力よりも十分高い圧力に耐え得る強度を有している（乙イ第六号証八―四―四、八―八―九、三九ページ）。
（２）　不純物による腐食に対する健全性の確保
原子炉カバーガス等のバウンダリの材料としては、耐食性に優れたステンレス鋼（ＳＵＳ三〇四ステンレス鋼）を使用しており、一方、カバーガス（冷却材と空気との接触を防止する冷却材液面を覆うガス）として使用するアルゴンは不活性であり、かつ、高い純度のものを用いている。したがって、カバーガス中の不純物によって原子炉カバーガス等のバウンダリが腐食するおそれはない（乙イ第二号証一六、一七ページ、乙イ第六号証八―一―七三、八―四―四、一四ページ）。
以上（１）及び（２）で述べたとおり、「もんじゅ」においては、運転中に受けることが予想される荷重やカバーガス中の不純物に起因する腐食に対して十分な対策が講じられていることから、原子炉カバーガス等のバウンダリの健全性が損なわれることはない。
なお、原子炉カバーガス等のバウンダリについても、その製作及び据付けの工程ごとに厳重な検査を行った。また、運転開始後は、原子炉カバーガス等のバウンダリからの放射性カバーガスの漏えいを常時監視することにより、右バウンダリの健全性を確認している（乙イ第二号証一七ページ、乙イ第六号証八―一―三六ページ、同添付書類八追補Ⅶ）。
３　原子炉の安定した運転の維持
燃料被覆管及び原子炉バウンダリの各健全性を十分余裕を持って確保するためには、原子炉の運転を安定した状態に維持することが必要であり、そのためには、①原子炉が、その本来の性質として、安定して制御し得る性質を有するよう設計されていること（原子炉の自己制御性）、②原子炉出力、冷却材流量、給水流量、主蒸気温度及び主蒸気圧力を安定して制御することのできる設備を有すること（原子炉制御設備）、③原子炉の運転が、適切な運転操作手順に従い、十分な知識、経験、能力等（以下、これらを「運転技能」という。）を有する運転員によって行われ、設備の機能、性能が、その運転段階を通じて十分に維持されること（運転段階における安全確保）等が必要である（③については、項を改めて、後記五で検討する。）。
（一）　原子炉の自己制御性
（１）　原子炉の安定した運転を維持するためには、原子炉出力が上昇すると、原子炉固有の特性として出力が抑制される性質（負の反応度フィードバック特性、出力抑制効果）を有するよう、炉心が設計されていることが重要である（乙イ第七号証一二ページの指針一三及び二九ページの右指針の解説）。右の出力抑制効果を規定する反応度効果を代表するものとして、ドップラ効果とボイド反応度効果とがある。ドップラ効果とは、原子炉の出力が上昇し燃料温度が上昇すると、炉心の中性子がウラン二三八に捕獲される割合が多くなる結果、核分裂反応の割合が低下して出力が低下するという原子炉固有の効果である。ボイド反応度効果とは、冷却材中のボイド（気泡）の発生・消滅等が原子炉の出力に及ぼす影響を指し、ボイドの発生が出力を上昇させるか否かは、原子炉の型式や炉心の設計によるが、高速増殖炉の場合、冷却材ナトリウム中にボイドが発生すると、出力を上昇させる可能性があることから、炉心設計に当たってはこの点に対する考慮が重要とされる（乙イ第七号証六五一ページ）。（２）　「もんじゅ」の炉心の反応度効果としては、ドップラ効果が支配的であり、ドップラ係数が大きな負の値を有しているため、その他の反応度効果を勘案しても、炉心は、予想されるすべての運転範囲で、急速な固有の負の反応度フィードバック特性を有している（乙イ第二号証二五ページ、乙イ第六号証八―三―二六、五三ページ。この点については、後記第六の一１（一）で、炉心特性における固有の安全性の問題として詳述する。）。
（３）　なお、「もんじゅ」において冷却材中に気泡が生じることを仮定した場合、計算上は、炉心の中心付近では正の反応度が投入されることとなる。しかし、ナトリウムの沸点は大気圧下で摂氏約八八〇度であるのに対し、運転時の冷却材ナトリウムの昀高温度は摂氏約六五九度であって、二〇〇度以上の裕度があることから、予想されるすべての運転範囲において、そもそもナトリウムが沸騰して気泡が発生することはない。また、カバーガスを冷却材中に巻き込まないようにする措置も講じられていることから、ボイドによる反応度効果が問題となることはない（この点については、後記第六の一１（二）で、異常な正の反応度投入防止策の問題として詳述する。乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））一八丁裏、一九丁表、Ｐ９調書（一）二七丁裏ないし二九丁表）。


（４）　以上のとおり、「もんじゅ」は固有の自己制御性を有しており、安定した運転を維持することができる原子炉である。
（二）　原子炉の制御設備
（１）　「もんじゅ」では、原子炉制御設備により、原子炉出力及び主冷却系流量等を制御する。原子炉制御設備は、原子炉出力制御系、主冷却系流量制御系、給水流量制御系、主蒸気温度制御系及び主蒸気圧力制御系から成る（乙イ第六号証八―九―一七ページ）
①原子炉の出力や原子炉容器出口冷却材温度は、原子炉出力制御系により制御棒
を操作することによって、②炉心
及び一次・二次主冷却系を流れる冷却材の流量は、主冷却系流量制御系により一次・二次主冷却系の循環ポンプの駆動モータの回転数を調整することによって、③蒸気発生器への給水流量は、給水流量制御系により給水流量及び蒸発器出口蒸気温度の過熱度を自動的に調節することによって、④主蒸気の温度は、基本的には原子炉容器出口冷却材温度を制御することによって、⑤主蒸気の圧力は、主蒸気圧力制御系により蒸気加減弁を自動的に調節することによって、それぞれ制御され、あらかじめ設定した値に維持される（乙イ第六号証八―九―一八ないし二一ページ）。なお、タービンの負荷が大きく減少して主蒸気の温度が過度に上昇したり、主蒸気の圧力が変動した場合には、主蒸気温度制御系や主蒸気圧力制御系によって、過熱器入口蒸気を過熱器出口側にバイパスする系統の弁の開度を調節したり、タービンバイパス弁を開くことによって設定された値に維持する（乙イ第六号証八―九―二一ページ）。
（２）　原告らは、「もんじゅ」の即発中性子寿命は軽水炉に比べ二桁程度短いから、何らかの正の反応度が入った場合には急激な出力変動を起こしやすく、安定した制御ができない旨主張し（原告ら準備書面一五）、甲イ第一九九号証一一四ページには、これに沿う記載があるほか、同旨の証言もある（Ｐ５調書（二）一三〇ないし一三二ページ）。
しかし、原子炉の出力挙動は、軽水炉においても、高速増殖炉においても、即発中性子の寿命には影響されず、反応度投入量、遅発中性子の発生割合や寿命及び反応度フィードバック特性によって決まるため、「もんじゅ」の即発中性子の寿命が軽水炉のそれに比べて短いことは、「もんじゅ」を安定して制御する上において何ら支障となるものではない（この点については、後記第六の一１（一）（２）で詳述する。乙イ第四号証一六、一七ページ、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））二〇丁裏）。前記証人Ｐ５の証言等はこの点を正解しないものであり、原告らの右主張は理由がない。
（３）　以上述べたとおり、「もんじゅ」は、原子炉出力等を適切に制御することができ、安定した運転を維持することのできる施設である。三　異常状態の拡大防
止対策
被告は、「もんじゅ」において、右に述べた異常状態の発生防止対策にもかかわらず、何らかの原因によって異常状態が発生した場合に、それが拡大したり、さら
には放射性物質を環境へ
異常に放出するおそれのある事態にまで発展することを確実に防止するため、①異常状態を早期に検知する計測制御装置、及び②原子炉を緊急停止して炉心を冷却する安全保護設備を設けている。
１　異常状態の早期検知（計測制御装置の設置）
原子炉の運転中、何らかの原因によって異常状態が発生した場合に、原子炉の緊急停止等、所要の措置が講じられるよう、異常状態の発生を早期に、かつ、確実に検知するため、次のように計測制御装置を設置している（乙イ第二号証二八ないし三〇ページ、乙イ第六号証八―九―一ページ）。
（一）　原子炉が安定した運転状態にあることを確認するため、炉心の中性子束、原子炉容器出口ナトリウム温度、一次主冷却系流量、原子炉容器ナトリウム液位等をそれぞれ検出する装置を所定の位置に設置し、その状態を監視している（乙イ第二号証二九ページ、乙イ第六号証の八―一―四五、八―九―二、一二、一三ページ）。
（二）　燃料被覆管の破損を検知するために、一次主冷却系配管及び一次アルゴンガス系配管に破損燃料検出装置を設置している（乙イ第二号証二九ページ、乙イ第六号証八―九―二、八ないし一〇ページ）。
（三）　一次冷却材及び二次冷却材であるナトリウムの漏えいを検知するため、主要な機器及び配管にナトリウム漏えい検出器等を設置している（乙イ第二号証二八、二九ページ、乙イ第六号証八―四―九、八―五―三、八―九―一五ページ）。（四）　蒸気発生器伝熱管からの水及び蒸気の漏えいを検知するため、二次主冷却系配管及び蒸気発生器（蒸発器、過熱器）カバーガス空間に水素計を、蒸発器カバーガス空間にカバーガス圧力計を、ナトリウム・水反応生成物収納設備に圧力開放板開放検出器をそれぞれ設置している（乙イ第二号証二九ページ、乙イ第六号証八―五―三、八―九―一五ページ）。
（五）　運転員が異常の兆候を集中的に監視できるように、計測制御装置が検知、計測した各信号は中央制御室の中央制御盤等に表示される。また、何らかの異常状態が発生した場合には、その程度に応じて自動的に警報が発せられる。これにより、運転員は原子炉の緊急停止等、所要の措置を速やかに講じることができる（乙イ第六号証二四、二五、八‐九‐三七ないし三九ページ）。
２　安全保護設備の設置
「もんじゅ」では、何らかの原因によって異常状態が発生して、迅速に措置を講
じなければ燃料被覆管や原子炉バウン
ダリの各健全性に重大な影響を及ぼすおそれのある場合に、自動的に所要の措置を講じる安全保護設備として、①異常状態を検知すると制御棒が自動的に挿入され、原子炉の出力を低下させる「原子炉緊急停止装置」、及び②原子炉停止時に炉心を冷却する「補助冷却設備」を設けている（乙イ第二号証三〇、三一ページ）。安全保護設備は、運転員の操作を要することなく自動的に作動するものであり、その作動について高い信頼性を確保するとともに、十分な機械的強度を持たせている。
（一）　原子炉緊急停止装置
（１）　原子炉緊急停止装置は、①原子炉を緊急停止する原子炉トリップ信号を発する「安全保護系」と、②制御棒を炉心に挿入する「原子炉停止系」とから構成されている。被告は、これらの装置の信頼性を高めるため、以下の対策を講じている。


ア　安全保護系については、論理回路や原子炉トリップしゃ断器等の信号伝達回路を多重化するとともに、多重化した信号伝達回路が同一の原因によって同時に機能が喪失したり、相互干渉が起こらないように、電気的にも物理的にも分離して独立性を持たせている（乙イ第二号証三一、三二ページ、乙イ第六号証八―一―六一、六二ページ）。また、原子炉の運転中もその機能を確認できるように、試験可能性を考慮して回路を構成している（乙イ第二号証三一、三二ページ、乙イ第六号証八―一―六一、六二、六五、八―九―五ないし八、一三ページ、乙イ第七九号証七、四九ページ）。
イ　原子炉停止系についても、相互に独立した二系統（主炉停止系と後備炉停止系）から成る構成とし、いずれか一系統のみであっても炉心を臨界未満にでき、かつ低温状態で臨界未満を維持することができる（乙イ第二号証三二ページ、乙イ第六号証八―一―五二ないし五四、八―三―一五ないし一八ページ）。ウ　各制御棒は重力により炉心に挿入されるが、確実に挿入されるように、種々の対策を講じている。
すなわち、主炉停止系及び後備炉停止系ともに、マグネット（電磁石）によって制御棒を保持する機構を採用していることから、仮に電源を喪失した場合には、制御棒保持用マグネットが消磁して、即時に制御棒が自動的に炉心に挿入されるフェイルセーフ機能を有している。また、主炉停止系の制御棒はガス圧力により、後備炉停止系の制御棒はばねの力によりそれぞれ加速挿入され（第一三図参照）、制御
棒駆動機構ごとに、独立した制御棒
保持用マグネット及び加速機構を個別に備えている。機器の信頼性の観点からは、主炉停止系と後備炉停止系とで、制御棒駆動機構の構造や制御棒の保持構造を別異にするなどして、共通原因による故障が同時に生じないようにしている。原子炉緊急停止装置についても、原子炉の運転中に、原子炉トリップ回路の機能試験を行うなどして、その信頼性を確認することとしている（乙イ第二号証三二、三三ページ、乙イ第六号証八―三―一五ないし一八、八―九―三〇、三一ページ、乙イ第七九号証七、五〇ページ）。
（２）　なお、「もんじゅ」の試運転中の平成四年九月二八日に、主炉停止系の一三本ある制御棒駆動機構のうち、微調整棒用の駆動機構三本において、制御棒を駆動する電動機の駆動荷重が増加するという事象が発生し、同六年一一月一一日及び同七年五月二四日に、同様な事象が右三本のうちの一本に発生した（乙イ第七三号証四ないし六ページ）。
右事象については、①増加した荷重の程度が荷重限界を下回るものであったこと、②荷重の増加が一時的なものであり、すぐに通常の荷重に復帰したこと、及び③主炉停止系の他の制御棒駆動機構一〇本、及び後備炉停止系の制御棒駆動機構六本には、右のような事象が発生していないことから、原子炉の安全性に影響を及ぼすものではなかった（乙イ第七三号証二ページ）。
被告は、右事象発生当時、各荷重が増加した原因は、制御棒駆動機構の駆動軸と上部案内管部のしゃへい体との間隙に、ナトリウム化合物が付着したことによるものであり（乙イ第七三号証七ページ）、右のナトリウム化合物はアルゴンガス中の不純物とナトリウム蒸気等との反応により生成されたものと推定し、ナトリウム化合物の発生量を抑制するため、供給アルゴンガスを新鮮なガスに変更する等の対策を講じた。なお、制御棒駆動機構が安全上重要な機器であることにかんがみ、被告は、現在、右事象の発生原因を明確にするための調査を実施しており、その結果を踏まえ、より信頼性を高めるための所要の措置を講じる予定である（乙イ四八号証三・四・四―一四ページ、乙イ七三号証二、四ないし六ページ、Ｐ１１調書（二）一六五ないし一七四ページ）。
（３）　原告らの主張について
ア　原告らは、一九八三年（昭和五八年）二月に米国のセイラム一号炉（加圧水型軽水炉）において、制御棒が電流しゃ断器（「もんじゅ」の原子炉トリップしゃ断器に相
当する。）の固着により自動的に挿入されなかった事象や、一九八八年（昭和六三年）二月に中部電力株式会社の浜岡一号炉（沸騰水型軽水炉）において、原子炉再循環ポンプが停止した時に原子炉が緊急停止しなかったことを挙げ、「もんじゅ」の主炉停止系及び後備炉停止系は、いずれも制御棒を炉心に挿入することにより原子炉を停止するという同一の作動原理に基づくものであるから、「共倒れ」（共通原因故障）の危険が大きく、「もんじゅ」においても、原子炉の緊急停止に失敗するおそれがある旨主張し（訴状三二四ないし三二七ページ、原告ら準備書面一七の五五ないし六一ページ、同二七の五三ないし五六ページ、同（三八）四、五ページ）、甲イ第一三号証、甲イ第一三九号証二七ないし三一ページにはこれに沿う記載があり、同旨の証言（Ｐ１０調書（五）三七ないし三九ページ）もある。しかし、浜岡一号炉（沸騰水型軽水炉）では、もともと原子炉再循環ポンプの停止信号によって、直接原子炉を緊急停止する仕組みにはなっていない（乙イ第七四号証五九、六〇ページ）のであるから、右主張は失当である。また、セイラム一号炉の固着の原因は、電流しゃ断器可動部（ラッチ部）の潤滑が適切でなかったという保守点検上の過誤によるものであった（乙イ第七五号証の一枚目）。「もんじゅ」の原子炉緊急停止装置は、前記（１）で述べたとおり、多重性及び独立性を兼ね備えているとともに、原子炉の運転中にも所定の試験を定期的に行って信頼性を確認しているので、共通原因故障により原子炉が緊急停止しないという事態が発生するおそれはない。
イ　原告らは、地震などによって停電が起こった場合には、制御棒を挿入する原子炉緊急停止装置が同時に故障し、原子炉の緊急停止に失敗する旨主張し（原告ら準備書面（三八）四、五ページ）、甲イ第一八七号証の一の二八ないし三〇ページにはこれに沿う記載があり、また同旨の証言もある（Ｐ１０調書（四）四五、四六ページ）。


しかしながら、右主張は、以下に述べるとおり、失当である。「もんじゅ」においては、一定以上の地震動を検知した場合や外部電源を喪失した場合には、安全保護系の原子炉トリップ信号（「地震加速度大」信号、「常用母線電圧低」信号）により、原子炉は緊急停止するが（乙イ第六号証八―九―二八、二九、四二ページ）、原子炉緊急停止装置は、安全上特に重要な施設としてＡｓクラスの耐震設計が行われており（乙イ第六号証八―一―一一三ページ）、系統的にも多重性、独立性を有している。したがって、設計用限界地震を想定しても、緊急停止機能が失われることはない。また、主炉停止系及び後備炉停止系の各制御棒については、全体モックアップ試験を行って、地震時でもこれを挿入し得ることを総合的に確認しているから（乙イ第二五号証三・二・二―三三ページ、乙イ第五号証一七四、一七五ページ）、地震によって、原子炉を緊急停止することができなくなる旨の前記主張は理由がない。
さらに、外部電源喪失に対しても、非常用電源設備が備えられているほか、前記（１）ウで述べたとおり、原子炉緊急停止装置にはフェイルセーフ機能がある（乙イ第六号証八―一―三五、八―一〇―五ないし七ページ）。したがって、原告らが主張するような事態を想定することはできない。
（二）　補助冷却設備
（１）　原子炉緊急停止のために制御棒が挿入されると、原子炉の出力はほぼ瞬時に低下するが、炉心に残存する崩壊熱を除去する必要があることから、補助冷却設備が設けられている（乙イ第二号証三三ページ、乙イ第六号証八―六―一ページ）。
（２）　原子炉が停止すると、一次主冷却系及び二次主冷却系の各循環ポンプは、いずれも自動的に主モータからポニーモータ（小型のモータ）による駆動に切り替わって低速運転に移行し、同時に、二次主冷却系の冷却材流路が、蒸気発生器側から補助冷却設備側に自動的に切り換えられて、空気冷却器用送風機が起動する（第七図参照。乙イ第二号証三三、三四ページ、乙イ第六号証八―六―五ページ）。すなわち、原子炉停止後に炉心に残存する熱は、ポニーモータによって循環される冷却材によって一次主冷却系から二次主冷却系に伝えられ、さらに二次主冷却系から分岐した補助冷却設備に伝えられて、同設備の空気冷却器から大気中に放出されるのである。
（３）　補助冷却設備は、二次主冷却系設備三ループにそれぞれ接続された独立の三ループから成るが、そのうち一系統が運転すれば、原子炉停止時の炉心冷却に必要な除熱量を確保することができる（乙イ第二号証三四ページ、乙イ第六号証八―四―二、八―五―二、八―六―二、五、六ページ）。
ポニーモータや空気冷却器用送風機等の動的機器は、系統ごとに独立した非常用電源に接続されているので、外部電源が喪失してもその機能は確保される。補助冷却設備及び非常用電源については、原子炉の運転中も弁等の作動確認など所定の検査を定期的に行い、信頼性を確保している（乙イ第二号証三四ページ、乙イ第六号証八―一―三六、七六、八―六―七、八―一〇―二、一〇ページ、乙イ第七九号証八、四四ページ）。
また、中間熱交換器及び空気冷却器を炉心よりも順次高い位置に配置するなど、万が一、右の動的機器が作動しない場合であっても、冷却材の自然循環（冷却材の自然対流）によって炉心の崩壊熱を除去し得る設計としている（乙イ第六号証八―六―六ページ）。
（４）　なお、原子炉停止時に一次主冷却系及び二次主冷却系の各循環ポンプの駆動がポニーモータに切り替わる際に、炉心冷却材流量の急減によって、原子炉冷却材バウンダリの熱的過渡変化が過大となることのないよう、各循環ポンプには適切な回転慣性を持たせている（乙イ第二号証三三ページ、乙イ第六号証八―六―五ページ）。
（三）　安全保護設備等の総合的な妥当性の解析評価


（１）　被告は、安全保護設備（原子炉緊急停止装置及び補助冷却設備）等の設計の妥当性を確認することを目的として、原子炉の通常の運転時において原子炉施設に外乱が加えられ、原子炉施設が制御されずに放置されると、燃料被覆管又は原子炉バウンダリに過度の損傷をもたらす可能性のある一二の事象（運転時の異常な過渡変化）を選定し、厳しい前提条件を設定した上で解析評価を行った。その結果、いずれの事象においても、「もんじゅ」は、急速な固有の負の反応度フィードバック特性と安全保護設備の動作等とがあいまって、運転時の異常な過渡変化を安定に終息させることができ、燃料被覆管及び原子炉バウンダリの各健全性を保持し得る施設であることを確認した（乙第九号証一四八ページ、乙イ第六号証一〇―二―一ないし七八ページ、乙第一四号証の三の一六ページ）。以下、右一二の事象のうちで昀も厳しい事象の一つである「外部電源喪失」について説明する。（２）　外部電源喪失とは、送電系統の故障や所内電気設備の故障などにより所内常用電源の一部又は全部が喪失し、一次主冷却系及び二次主冷却系の各循環ポンプ等の駆動源の喪失によって、炉心の冷却が十分できなくなるおそれがある事象である（乙イ第六号証一〇―二―一八ページ）。既に前記（一）（３）イで述べたとおり、「もんじゅ」では、外部電源が喪失した場合、安全保護系の「常用母線電圧低」の信号により、原子炉は緊急停止する。それとともに、ディーゼル発電機が起動して非常用電源が確保され、補助冷却設備により炉心の冷却が行われ、右事象は安全に終息する（乙イ第六号証一〇―二―一八、一九ページ）。右事象の解析評価においては、所内常用電源の供給がすべて失われ、一次主冷却系、二次主冷却系の各循環ポンプがいずれも同時に三ループ全部がトリップ（停止）し、かつ、ディーゼル発電機一台の起動失敗を重ね合わせて仮定する等の厳しい前提条件を設定している（乙イ第六号証一〇―二―一九ページ）。解析の結果、原子炉は安全に緊急停止して炉心の冷却が行われ、燃料被覆管については、内圧破損に関する制限値が摂氏八三〇度であるのに対し、その肉厚中心昀高温度は摂氏約七三〇度にとどまること、また、燃料ペレットの温度も初期温度よりわずかに上昇するだけで、融点を十分下回ることを確認した。また、ナトリウムの沸点は大気圧下で摂氏約八八〇度であるのに対し、炉心のナトリウム昀高温度は摂氏約七二〇度であり、原子炉容器出口ナトリウム温度についても、ステンレス鋼の安定した材質を確保するために定められた制限温度が摂氏六〇〇度であるに対し、その昀高温度は摂氏約五四〇度であって、安全上十分な余裕がある（乙イ第六号証一〇―一―一、二、一〇―二―一九、二〇ページ）。（３）　以上のとおり、外部電源喪失の場合も燃料被覆管及び原子炉バウンダリの各健全性は十分確保され（乙イ第六号証一〇‐二‐二〇ページ）、その他の運転時の異常な過渡変化解析の結果も同様である（乙イ第六号証一〇―二―四、八、一一、一四、一七、二三、二六、二九、三二、三六、三九ページ）。
四　放射性物質の環境への異常放出防止対策
「もんじゅ」においては、以上述べたように、異常状態の発生防止及びその拡大防止に万全の対策を講じていることから、放射性物質を環境へ異常に放出するおそれのある事態は確実に防止される。
しかしながら、被告は、公衆の安全確保に万全を期するため、念には念を入れるという考え方に基づき、以下に述べるとおり、原子炉バウンダリが破損するといった、原子炉の寿命中に起こるとは考えられないような事態（事故）が仮に発生した場合においても、なお放射性物質を環境へ異常に放出することだけは確実に防止するために、放射性物質異常放出防止対策を講じた。
１　工学的安全施設の設置
（第七図参照）
（一）　被告は、「もんじゅ」について、放射性物質を環境に異常に放出することを防止するために、以下の①ないし⑤の施設を設けている（乙イ第六号証八―七―一ページ）。
①　事故時に原子炉が緊急停止した後に、崩壊熱を除去し、炉心を冷却する機能を
持つ「補助冷却設備」
②　原子炉冷却材バウンダリから漏えいしたナトリウムを保持し、炉心の液位を確
保する機能を持つ「ガードベッセル」
③　原子炉バウンダリから放射性物質が漏えいした場合に放射性物質を施設内に封
じ込める機能を持つ「原子炉格納施設」
④　原子炉格納容器から漏えいした放射性物質を除去する機能を持つ「アニュラス
循環排気装置」
⑤　一次アルゴンガス系設備の常温活性炭吸着塔から放射性物質が漏えいした場合に、右放射性物質が環境へ異常に放出することを防止する機能を持つ「一次アルゴ
ンガス系収納施設」
これらの施設は、原子炉施設の故障等に起因する原子炉バウンダリの破損等によって放射性物質の異常な放出の可能性が生じた場合に、これを抑制又は防止する機能を有することから、「工学的安全施設」と呼ばれる（乙イ第六号証八―七―一ページ）。
（二）　放射性物質異常放出防止対策においては、一般に緊急を要する措置が要求されるため、工学的安全施設は、運転員の操作を待たず、自動的に作動するものとされており、その作動に関しては高い信頼性が求められる。被告は、「もんじゅ」の工学的安全施設について、使用条件等に対する十分な安全余裕を持たせ、動的機器を有する系統についてはその各々に多重性を持たせることで機能を同時に喪失しないよう配慮し、また、これらの系統の各機器を非常用電源設備に接続して、外部電源喪失時にも安全機能を失うことがないようにした（乙イ第六号証八―一―三、四、八、八―七―一ページ）。さらに、安全保護系からの信号を受けて工学的安全施設を作動させる工学的安全施設作動設備についても、多重性、独立性を確保し、非常用電源設備からも電源を供給することで、高い信頼性を確保している（乙イ第六号証八―九―三二ページ）。
（三）　また、工学的安全施設についてはすべてＡクラスの耐震設計を行い、そのうち、放射性物質の放散を直接防ぐための設備（原子炉格納容器及びそのバウンダリを構成する配管、弁等）及び原子炉停止後の炉心の冷却を確保するための設備
（補助冷却設備）については、その重要性


にかんがみＡｓクラスの耐震設計を行って、地震時においても所要の機能を確実に果たすものとした（乙イ第六号証八―一―一一三、一一四ページ）。（四）　工学的安全施設については、製作の際に品質管理に十分な注意を払っているが、運転中も定期的に系統の機能試験を行い、信頼性を確保することとしている（乙イ第六号証八―一―八、八―七―一、七、九、一一、一四、一六ページ、乙イ第七九号証七ないし九、四九、五〇ページ）。
２　工学的安全施設を構成する各設備の概要
（一）　補助冷却設備
（１）　補助冷却設備が、異常状態発生時に、その拡大防止機能を有することは、既に前記三２で述べた。これに加えて、補助冷却設備は、事故時にも、原子炉が緊急停止した後に炉心を冷却する機能を持つ（第七図参照。乙イ第六号証八―七―一二ページ）。このことから、補助冷却設備は安全保護設備であると同時に工学的安全施設でもある。
（２）　補助冷却設備は、相互に独立した三系統で構成され、一系統のみの運転でも原子炉停止時の炉心の冷却に必要な除熱量を確保できる上、前記三（二）（３）で述べたとおり、自然循環によっても炉心を冷却し得ることから、事故時においても、十分な能力と信頼性とをもって、炉心の冷却機能を果たすことができる（乙イ第六号証八―七―一二ないし一四ページ）。
（３）　なお、昀終的な除熱源である空気冷却器の除熱能力については、試運転段階の性能試験においても確認した（乙イ第六号証八―七―一四ページ、乙イ第二五号証三・二―二二ページ、乙イ第四七号証三・二―五ページ）。
（二）　ガードベッセル
（１）　ガードベッセルとは、原子炉容器、一次主冷却系中間熱交換器及び一次主冷却系循環ポンプの各下部を、これらの機器に接続された配管とともに包み込むよう設置された上端開放のステンレス鋼製容器である（第七図参照。乙イ第二号証三五ページ、乙イ第六号証八―四―三、四、八、九、一九、三一ないし三三、八―七―一〇ページ）。一次冷却材の漏えいが生じた場合であっても、ガードベッセル設置部分では漏えいしたナトリウムをガードベッセルによって受け止め、ガードベッセルが設置されていない部分では、配管を高所に配置するなどの設計上の配慮をすることで、原子炉容器内には一次主冷却系の循環機能を維持するのに必要な冷却材が常に確保され、前記補助冷却設備とあいまって、炉心の冷却は維持される（乙イ第二号証三五ページ、乙イ第六号証八―四―三、四、八、八―七―一〇、一一ページ）。
（２）　ガードベッセルの製作に当たっては、素材の段階で十分な品質を確保し、液体浸透探傷試験や放射線透過試験により溶接部の健全性を確認した（乙イ第六号証八―七―一一ページ）。また、ガードベッセルは静的機器であり、運転により荷重がかかることはないが、運転開始後も計画的に工業用テレビ等による肉眼試験でその健全性を確認することとしている（乙イ第六号証八―一―三六ページ、同添付書類八追補Ⅶ）。
（３）　原告らは、一次主冷却系配管に大口径配管破断が起こった場合には、配管がむちのようにしなるので、ガードベッセルが破損したり、破断口がガードベッセルの外に飛び出すなどして、原子炉容器内液位が保持できなくなる旨主張し（原告ら準備書面二七の六四ないし六六ページ）、甲イ第一九九号証二五二ページにはこれに沿う記載がある。
しかしながら、「もんじゅ」においては、前記二２（一）で述べたとおり、原子炉冷却材バウンダリの健全性を確保するために適切な対策が講じられていることから、そもそも、原子炉冷却材バウンダリを構成する一次主冷却系配管が破断することは技術的には考えられない（乙イ第六号証八―一―二九、一〇―四―一〇、一一ページ）。また、一次主冷却系配管が損傷したとしても、一次主冷却系配管内の冷却材の圧力は軽水炉に比して十分低いから、冷却材の流出によって配管のむち打ち現象を起こすような流出流体のジェット力が生じることはなく、これによってガードベッセル等が損傷するおそれもない（乙イ第六号証八―一―二九ページ、乙ホ第二号証の一（Ｐ８調書（一））八九丁表、同裏）。
（三）　原子炉格納施設
（一）　原子炉格納施設は、原子炉バウンダリから漏えいした放射性物質を右施設内に封じ込めるためのものであって、気密・耐圧構造の鋼製原子炉格納容器、鉄筋コンクリート製外部しゃへい建物から構成され（第七図参照）、原子炉容器、一次主冷却系設備等の原子炉施設の主要部分を収容する（乙イ第二号証三七ページ、乙イ第六号証八―一―七九、八―七―二ないし四ページ）。また、原子炉格納容器と外部しゃへい建物との間に密閉部分（アニュラス部）を設置しこれを常時負圧に保つことによって、原子炉格納容器から放射性物質の漏えいがあった場合でも、これが周辺に直接放散されることは防止され、原子炉格納施設は二重格納の機能を有する（乙イ第二号証三七、三八ページ、乙イ第三六号証八―七―四ページ）。
（２）　原子炉格納容器は、放射性物質を外部から隔離するための重要な障壁であるから、その気密性の確保には、特に注意を払う必要がある。被告は、原子炉格納容器を貫通する各配管には、事故時に必要とされるものを除き、原則として、原子炉格納容器の内側と外側に各一個ずつ、遠隔操作の隔離弁を設けた（乙イ第六号証八―七―五ページ）。また、原子炉格納容器の運転員等の出入口（エアロック）は二重扉を持つ密閉構造とし、また、機器搬入口は二重ガスケット（シール材）でシールされる扉をボルト締めする構造とするなど、十分な気密性を確保している（乙イ第六号証八―七―四、五ページ）。そして、原子炉容器内の冷却材液位の異常な低下や原子炉格納容器内の圧力、温度又は放射能レベルの上昇等の異常を示す信号が検出されると、原子炉格納容器隔離信号が発せられ、隔離弁は自動的かつ確実に閉鎖し、原子炉格納容器は隔離され、放射性物質の異常な放出が防止できる（乙イ第六号証八―七―五、八―九―三三、三四、四四ページ）。


（３）　右各設備の気密性については、据付け後、「もんじゅ」の試運転段階での総合機能試験において、原子炉格納容器漏えい率試験を実施し、設計の要求条件を十分に確保していることを確認した（乙イ第六号証八―七―三、四、七ページ、乙イ第二五号証三・二―一九、二〇ページ、乙イ第四七号証三・二―五ページ）。また、被告は、運転開始後も定期的な漏えい率試験を行い、その健全性を確認することとしている（乙イ第六号証八―七―七ページ、乙イ第七九号証八、四五ページ）。
（４）　なお、事故時に原子炉格納容器の気密性を確保する観点から、昀も厳しい条件を与えると想定されるのは、一次冷却材漏えい事故である（乙イ第六号証八―七―六ページ）。
このため、被告は、一次冷却材漏えい時の温度と圧力に耐え得るよう原子炉格納容器を設計した。また、漏えいしたナトリウムの燃焼によって原子炉格納容器内の圧力や温度が上昇することを抑制するため、①一次冷却材及び二次冷却材を含む機器、配管の置かれている原子炉格納容器内の床下に位置する各室並びに原子炉容器室を、通常運転時は不活性ガスである窒素で満たす、②右各室の床面、天井及び壁
面に鋼製のライナ（内張り）を設置して、ナト
リウムがコンクリートと直接接触することを防止するとともに、各室の気密性を保持する、③原子炉容器室に貯留槽を設け、ナトリウムがガードベッセルから溢流した場合、ナトリウムを溢流管により貯留槽に導き収納することによって、漏えいしたナトリウムによる熱的影響を緩和する対策を講じた（乙イ第六号証八―七―六、一〇―三―二六ページ）。
これらの対策を講じたことから、一次冷却材漏えい事故に対しても、原子炉格納容器の気密性が損なわれることはない（乙イ第六号証八―七―六、一〇―三―三二ページ）。
（四）　アニュラス循環排気装置
（１）　アニュラス部を常時負圧に保ち、原子炉格納容器からアニュラス部に漏えいした放射性物質を除去するための設備として、アニュラス循環排気装置が設置されている（第七図参照。乙イ第二号証三八ページ、乙イ第六号証八―七―八ページ）。
アニュラス循環排気装置は、アニュラス循環排気ファン、排気装置フィルタユニット（微粒子用フィルタユニット、よう素用フィルタユニット）等から構成される（第七図参照）。アニュラス循環排気ファンは、常時運転によりアニュラス部を常時負圧に保つとともに、微粒子用フィルタユニットで浄化した空気を再循環させ、その一部を排気筒へ導く。万一、原子炉格納容器内で放射性物質が異常放出する事態が発生し、原子炉格納容器隔離信号が発せられると、通常時はよう素用フィルタユニットをバイパスしている排気筒への循環路がよう素用フィルタユニットを通る循環路へと自動的に切り替わり、よう素の除去が行われる（乙イ第六号証八―七―八、九、二一ページ）。
（２）　アニュラス循環排気装置は、相互に独立した二系統から成り、一系統のみの運転によっても所定の機能を果たすことができる（乙イ第六号証八―一―八〇、八―七―八、二一ページ）。よう素用フィルタユニットの性能については試験を行い、九九パーセント以上のよう素除去効率を有することを確認している（乙イ第六号証八―七―九ページ、乙イ第七九号証七、四九ページ）。アニュラス循環排気装置を構成する主要な機器については、作動試験を定期的に行い、所定の機能が維持されていることを確認している。また、フィルタ前後の差圧を基にして、フィルタの目詰まりを監視している（乙イ第六号証八―七―八、九ページ）。
（五）　一次アルゴンガス系収納施設
一次アルゴンガス系収納施設は、一次
アルゴンガス系設備の常温活性炭吸着塔を収納する常温活性炭吸着塔収納設備と隔離弁等から構成される（第七図参照。乙イ第七号証八―七―一五ページ）。同施設によって、配管の破損等による一次アルゴンガス漏えい事故が万一生じた場合であっても、常温活性炭吸着塔内に吸着した放射性物質を環境に異常に放出することは防止される（乙イ第六号証八―七―一六、一〇―三―六九ページ）。
（六）　まとめ
以上のとおり、被告は、「もんじゅ」について、多重防護の考え方に基づき、異常状態の発生、拡大の防止に加え、万一の場合にも放射性物質を環境へ異常に放出することのないよう、工学的安全施設等の放射性物質異常放出防止対策を講じた。
３　工学的安全施設等の総合的な妥当性の解析評価
（一）　「もんじゅ」の工学的安全施設は、前述したように、放射性物質の異常放出を防止する十分な機能を持ち、個々の設備は高い信頼性を有しているしかし、被告は、公衆の安全確保に万全を期し、工学的安全施設等の総合的な妥当性を確認するため、以下に述べるとおり、「運転時の異常な過渡変化」を超える異常状態であって、放射性物質を環境に大量に放出するおそれのある事象（以下「事故」という。）の発生をあえて想定してその解析評価を行った（乙イ第六号証一〇―三―一ないし一四〇ページ）。
事故解析の対象として、現実に発生する可能性は非常に低いが、発生した場合には放射性物質を環境へ異常に放出するおそれのある事象のうち、「もんじゅ」の特徴及び安全確保策との関連において代表的な一六の事象を想定した。また、解析に際しては、実際よりも十分厳しい結果が得られるよう解析条件を設定し、さらに、基本的安全機能別に、解析の結果を昀も厳しくする機器の単一故障を仮定した（乙イ第六号証一〇―一―一、六、一〇―三―一、四、五、八、一一、一三、一四ないし一六、一八、一九、二二、二七ないし三二、三四ないし三七、四〇、四二、四三、四六、四八、四九、五一ないし五三、五五ないし六一、六四、六五、六八ページ）。なお、右の「単一故障」とは、異常状態の発生原因としての故障とは異なり、発生した異常状態に対処するために必要な機器の一つが所定の安全機能を失うことであり、従属原因に基づく多重故障を含むものである（乙第四号証二七三ページ）。
（二）　以下、想定された事故のうち、原子炉格納容器にとって昀も厳しい条件を
与え
るとされる二次冷却材漏えい事故」の解析評価について説明する。（１）　一次冷却材漏えい事故とは、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で原子炉冷却材バウンダリの配管が破損し、一次冷却材が漏えいする事象である（乙イ第六号証一〇―三―二四ページ）。


（２）　本事象の解析に当たって、被告は、実際よりも十分に厳しい結果を得るために、初期原子炉出力、配管の破損位置、漏えい口の大きさ、原子炉を緊急停止させる原子炉トリップ信号の設定、原子炉の反応度係数の設定について十分保守的な前提条件を設定し、外部電源喪失をも重ね合わせた。また、機器の単一故障としては、一ループにおけるポニーモータの起動失敗、及び一次ナトリウムオーバフロー系の汲上げポンプの二台中一台の機能喪失を仮定した（乙イ第六号証一〇―一―四、五、一三、一〇―三―二七ページ）。
（３）　解析の結果、原子炉冷却材の漏えい開始後、原子炉容器の冷却材液位低下の原子炉トリップ信号によって原子炉は安全に緊急停止し、ガードベッセルによって冷却材の循環に必要な原子炉容器の冷却材液位は確保され、補助冷却設備によって炉心の冷却は維持されるから、炉心の損傷を招くことなく事故は安全に終止する（乙イ第六号証一〇―三―二七、二八ページ）。
また、漏えいナトリウムによる熱的影響についても、原子炉格納容器内の各室を窒素で満たす等のナトリウムの燃焼抑制対策により、漏えいナトリウムが落下、貯留される一次主冷却系室（上部室・下部室）の各ライナ温度は設計温度である摂氏五三〇度以下にとどまる。また、原子炉格納容器の設計圧力は一平方センチメートル当たり約〇・五キログラムであるのに対し、原子炉格納容器の内圧上昇は一平方センチメートル当たり昀大約〇・〇三八キログラムである。なお、原子炉容器室で漏えい事故が生じた場合も、漏えいナトリウムによる熱的影響が問題になることはない（乙イ第六号証一〇―三―二九、三〇ページ）。
（三）　右のとおり、一次冷却材漏えい事故については、原子炉格納容器の健全性が問題となることなく事故は安全に終止し、周辺公衆に著しい放射線被ばくのリスクを与えることのないことが確認された（乙第九号証二〇六、二〇七ページ、乙イ第六号証一〇―三―三二ページ、乙第一四号証の三の一七ページ）。また、他の事故解析においても、放射性物質を環境に異常に放出することなく事
象は終止すると評価
され、「もんじゅ」の工学的安全施設等の総合的な妥当性が確認された（乙第九号証二〇六、二〇七ページ、乙第一四号証の三の一六、一七ページ、乙イ第六号証一〇―三―六、九、一二、一四、一七、二〇、二三、三八、四一、四四、四七、四九、六二、六六、六九ページ）。
４　原告らの主張について
原告らは、「もんじゅ」の工学的安全施設においても、軽水炉と同様、急速に冷却材ナトリウムを注入する緊急炉心冷却装置を備える必要があり、これを欠く「もんじゅ」の安全防護対策には不備がある旨主張し（訴状三四六ページ）、甲イ第一八号証四七、四八ページにはこれに沿う記載がある。
しかし、原告らの右主張は、軽水炉と高速増殖炉の違いを理解しないものであり、全く理由がない。
そもそも、軽水炉においては、冷却材（軽水）が高温、高圧で使用されることから、冷却材が一次系の配管等から漏えいした場合には、冷却材が大気圧に近い圧力下で気化（減圧沸騰）することにより、ついには冷却材が喪失する事態となる可能性がある。そのため、軽水炉では、これに備えて非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）が設けられている。
一方、高速増殖炉である「もんじゅ」においては、冷却材であるナトリウムは低圧で使用され、かつ、その昀高温度は、大気圧下のナトリウム沸点（摂氏約八八〇度）と比べ十分低いので、仮に、原子炉冷却材バウンダリが破損したとしても、軽水炉と異なり、漏えいした冷却材が気化することはない。また、前記２（二）（１）で述べたガードベッセルの設置や配管の高所配置などの対策によって、炉心冷却に必要な冷却材は原子炉容器内に確実に保持されるから、冷却材の喪失に至ることはなく、構造上、「もんじゅ」はＥＣＣＳを必要としない。したがって、「もんじゅ」にＥＣＣＳが設置されていないことは、その安全対策の不備には当たらないことは明らかである（Ｐ９調書（一）三六丁表ないし四〇丁裏）。
五　運転段階における安全確保対策
これまで述べたとおり、「もんじゅ」については、多重防護の考え方に基づく事故防止対策を講じているが、異常状態の発生を未然に防止し、また異常状態が発生した場合にその拡大を防止するためには、原子炉施設の安定した運転を維持することも必要である。そのためには、①「もんじゅ」の運転が十分な保安管理体制の下に行われること、②その運転が、適切な運転操作手順に従って、十分な運転技能を有する運転員によって行われること、③その運転段階を通じて、設置した設備の機能、性能が十分に維持されることが必要である。
被告は、「もんじゅ」の安定した運転を維持するため、以下に述べるとおり、運転段階における安全確保対策を十分に講じている。
１　保安管理体制の確立
（一）　原子炉設置者は、試験炉規則一五条一項に列挙された事項について保安規定を定め、科学技術庁長官の認可（原子炉等規制法三七条一項、七四条の二、昭和四二年八月一日総理府告示第三三号）を受けなければならない。被告は、「もんじゅ」の設備、機器の据付け終了後、試運転の段階に入り、炉心燃料集合体の装荷を開始した平成五年一〇月、保安規定を定め、科学技術庁長官の認可を受けた。以後、試運転の進捗等に伴い、逐次、同長官の変更認可を受けて保安規定の改正を行い、これに基づいて「もんじゅ」の保安管理体制を確立した（乙イ第六号証八―一五―一ページ、乙イ第七九号証二六ページ）。（二）　被告の昀新の原子炉施設保安規定（乙イ第七九号証。以下これを「保安規定」という。）に基づく、「もんじゅ」の現在の保安管理体制はおおむね以下のとおりである。
（１）　高速増殖炉もんじゅ建設所（以下「建設所」という。）に、原子炉施設の保安に関する職位として建設所長（以下「所長」という。）、管理課長、安全管理課長、技術課長、プラント第一課長、プラント第二課長、環境保全課長その他を置き、所長は原子炉施設の保安に関する業務を総括し、プラント第一課長は原子炉施設の運転に関する業務を、プラント第二課長は原子炉施設の保修及び改造に関する業務をそれぞれ行う（保安規定四条）。
（２）　被告本社に中央安全委員会を、建設所に原子炉等安全審査委員会をそれぞれ置き、中央安全委員会は原子炉施設の保安に関する被告理事長の諮問事項を、原子炉等安全審査委員会は原子炉施設の保安に関する所長の諮問事項をそれぞれ審議する（保安規定五条ないし七条）。


（３）　被告は、原子炉主任技術者免状を有する者のうちから、原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実に行うことを任務とする原子炉主任技術者（以下「主任技術者」という。）を選任する。主任技術者は、原子炉の運転に保安上必要な場合には、運転に従事する者に指示をし、所長に対し意見を具申する。所長は右の意見を尊重し、運転に従事する者は右の指示に従わなければならない（保安規定八条ないし一〇条）。
（４）　なお、被告は、右に述べた保安管理組織のほか、所長の下に、①建設所において品質保証活動の推進に当たる「品質保証推進グループ」、及び②「もんじゅ」の安全総点検の結果等を踏まえたナトリウム漏えい対策に係る設備等の改善方策の検討等を行う「改革推進グループ」をそれぞれ設置し、「もんじゅ」の安全性及び信頼性のより一層の向上を図っている（乙イ第八〇号証三〇一ページ）。
２　運転体制
（一）　プラント第一課長は、原子炉施設の運転に必要な知識を有する者を確保し、原子炉施設の運転に必要な構成人員をそろえなければならない（保安規定一二条）。具体的には、当直長、当直長補佐その他の運転員から成る班を五つ編成して、三交替制で「もんじゅ」の運転操作を行わせる体制を採っている（五班三交替制という。右の各班に属し、「もんじゅ」の運転操作を行う者を総称して「運転員」という。乙イ第八二号証一ページ）。
（二）　被告は、「もんじゅ」の設計・建設経験者のほか、実験炉「常陽」、新型転換炉「ふげん」及び軽水炉の運転経験を有する者、さらに、大洗工学センターでナトリウム技術に係る研究開発に従事した者その他を「もんじゅ」の運転員として配置している（乙イ第六号証五―四、八―一五―一ページ）。（三）　また、軽水炉に関する技術、知識・経験を「もんじゅ」に反映させるため、日本原子力発電株式会社との間で運転員等の派遣について協力協定を締結し、右協定に基づき、同社を含む電力会社各社から、運転員等の派遣を受けている。
３　運転操作手順書の整備
（一）　「もんじゅ」施設の保安のためには、その運転操作が、適切な運転操作手順に従って行われることが重要である。
このため、被告は、保安規定を前提に、「もんじゅ」の保安上、具体的に遵守すべき事項等を、保安規定運営要項、プラントの起動・停止手順書、異常時運転手順書、故障時運転手順書、及び各設備ごとの設備別運転手順書等（以下、これらの手順書等を「運転手順書等」という。）として定めた（乙イ第四七号証三・三―四ページ、乙イ第四八号証三・三―八ページ）。
「常陽」の試運転以降、現在に至るまでの運転から得られた運転経験は、「常陽」の異常時運転手順書等、多数の運転手順書等として体系化されているが、「もんじゅ」の運転手順書等を定めるに当たっては、これらを十分参考にした。
（二）　また、「も
んじゅ」の安全総点検の結果、保安規定や運転手順書等について、改善すべき事項が摘出されたことから（この点については、後記第五の三２（四）でも述べる。乙イ第四七号証三・三―一、二、五、八ページ）、被告は、平成一〇年一〇月、保安規定等について所要の改正をし、ナトリウム漏えい時に、当直長が漏えいの影響の抑制のために適切な措置を講じ得るなど、その役割を明確にした（保安規定二〇条、乙イ第四七号証三・三―五ページ、乙イ第八二号証二、三ページ）。異常時運転手順書及び故障時運転手順書についても、従前は「概要」、「フローチャート」及び「細目」から構成されていたが、異常時の運転操作を確実なものとするため、「細目」に一本化する方向で改定作業を進めている（乙イ第四七号証三・三―八ページ、乙イ第四八号証三・三―一四ないし四一ページ）。なお、右の運転手順書等については、後述する「もんじゅ」シミュレータでの模擬運転によって、その内容等が適切であることを事前に確認した上で、実際の運転に供することを予定している（乙イ第八一号証、乙イ第八二号証一ページ）。（三）　「もんじゅ」の性能試験は、平成七年一二月の二次系ナトリウム漏えい事故によって中断状態にあるが、保安規定や運転手順書等については、今後、性能試験終了（試運転終了）までに得られる知見やその後の本格運転段階において得られる知見をも反映させ、その整備・体系化を図る予定であり、これによって、「もんじゅ」の安全性・信頼性はより一層向上することにもなる。
４　運転員の運転技能の維持・向上
（一）　「もんじゅ」は、中央制御室の中央制御盤等の配置や計器表示・警報表示等の設備について、運転員の誤操作を防止し、運転員が原子炉施設の状態を正確かつ迅速に把握できる施設として設計、設置されている（乙イ第六号証八―一―四九、八―九―三七、三八ページ）。しかし、原子炉施設の保安のためには、その運転操作が、十分な運転技能を有する運転員によってされる必要があることは当然である（乙イ第六号証五―四、五、八―一五―二ページ）。このため、被告は、以下のとおり、運転員の運転技能の維持・向上を図っている。
（１）　運転員の配置
被告は、前記２（二）で述べたように、「常陽」、「ふげん」及び軽水炉の運転経験や大洗工学センターでの研究開発経験が「もんじゅ」の保安に反映されるよう
考慮し、教育訓練等
によって適切な運転技能を取得させた後、運転員として配置している（保安規定八九条、九〇条、乙イ第四七号証三・三―一〇ページ、乙イ第八三号証一ページ）。具体的には、①「もんじゅ」について十分な知識を有する者等であって、②「もんじゅ」シミュレータ（運転訓練施設）を用いて行う通常運転時及び事故時の運転操作に関する運転実技試験等に合格し、③運転責任者の職務を遂行するために必要な実務知識に関する口頭試験に合格した者を、「もんじゅ」の運転責任者である当直長に選任している。
また、当直長補佐その他の運転員についても、運転経験年数の長短に応じて階層別に区分した上で、「もんじゅ」シミュレータを用いた訓練課程を終了した者等を配置している（乙イ第八三号証三ページ）。
（２）　配置後の運転技能の維持・向上
運転員の配置後も、運転操作を通じての日常的教育（いわゆるＯＪＴ）のほか、「もんじゅ」シミュレータ（乙イ第八一号証）を用いた運転操作訓練や被告の内外の各種技術研修の受講等により、運転員の運転技能の維持・向上を図っている（乙イ第四七号証三・三―一〇ページ、乙イ第八一号証、乙イ第八三号証一、三ページ）。


被告は、当初、運転員を大洗工学センターの「常陽」やナトリウム施設に派遣し、「常陽」等の運転員の指導の下に、訓練運転員として運転業務に従事させる等の技術研修を行っていたが、平成三年四月以降は、「もんじゅ」敷地内に設置した「もんじゅ」シミュレータを用いて、運転員の運転技能の程度に応じた階層別の運転操作訓練や、一つの班（運転直）を構成する運転員相互間の指示・連絡系統の連携訓練等（直内連携訓練・直間連携訓練）を行っている（乙イ第四七号証三・三‐一〇ページ、乙イ第四三号証三ページ）。なお、「もんじゅ」シミュレータは、「もんじゅ」の中央制御室を実規模で模擬した教育訓練施設であり、プラントの異常状態を任意に模擬し、受講者に右異常時の措置を行わせることによって、臨場感をもたせた運転操作訓練を行うことができる（乙イ第八一号証）。また、被告が行う技術研修の受講に加え、適宜、軽水炉の運転訓練センター等での訓練課程を受講させることによって、運転員の運転技能の維持・向上を図っている（乙イ第四七号証三・三―一〇ページ）。
（二）　さらに、被告は、安全総点検における教育訓練内容についての点検の結果
に基づき（乙イ第四七号証三・
三―三、九、一〇ページ）、以下のような改善を行った。（１）　教育訓練を確実に実施するため、建設所に、その推進を図り、教育訓練状況の把握等を行う「教育担当」を置いた（乙イ第四七号証三・三―三、九ページ、乙イ第五一号証一二五ページ、乙イ第八三号証二ページ）。（２）　「もんじゅ」シミュレータを、運転員が現場の状況等を模擬映像で確認できるように改造した上で、二次系ナトリウム漏えいを想定した教育訓練を開始した（乙イ第四七号証三・三―一〇ページ、乙イ第八三号証三ページ）。･（３）　所長は、毎年度、原子炉施設の保安に関する教育訓練計画を定め、非常事態に対処するための総合的実地訓練を年一回以上実施することとしているが（保安規定八九条、九〇条）、平成八年四月からは、ナトリウム漏えい事故を想定し、ナトレックス（ナトリウム火災用消火器）を使用するナトリウム取扱・消火訓練やナトリウム漏えい時の運転員の基本動作の習熟を図る異常時模擬訓練を年一回行っており、平成一〇年一二月一〇日には、二次主冷却系Ａループからのナトリウム漏えい事故を想定した総合防災訓練を運転員を含む職員等約二〇〇名で行った（乙イ第四七号証三・三―一〇ページ、乙イ第八三号証三ページ、乙イ第八四号証）。（三）　なお、被告は、今後も教育訓練内容の更なる強化を図り、逐次、改善措置を講じる予定であり、一例として、運転員に対する十分な教育訓練期間を確保するため、前記２（一）で述べた現在の五班三交替制に代えて、六班三交替制の導入を検討している（乙イ第四七号証三・三―三、一〇ページ、乙イ第八二号証一ページ、乙イ第八三号証二ページ）。
５　設備の機能・性能の維持
（一）　原子炉施設の安全性を確保するためには、安全性の確保に必要な系統・機器等について、設備設計上要求される性能・機能が、運転段階においても十分維持されることが必要である。
このため、原子炉施設は、使用前検査（原子炉等規制法二八条）に合格した後も、毎年一回、その性能が法令で定める技術上の基準に適合しているか否かについて定期検査を受検することとされている（原子炉等規制法二九条）。また、原子炉設置者は、保安のために必要な措置として、原子炉施設の巡視・点検や定期自主検査を行うこととされている（原子炉等規制法三五条一項、試験炉規則九条、一〇条）。
（二）　試験・検査等
「もんじゅ」は、現在、使用前検
査受検中のまま、使用前検査合格に至っていないが、運転に供される「もんじゅ」は、右検査に合格するなど所定の手続を経ることはいうまでもない。被告は現在、以下に述べるように、巡視・点検や定期自主検査を行い、これらの結果に基づいて設備の改善等を行って、系統・機器等の性能・機能の維持、向上を図っている。
（１）　巡視・点検
当直長は、毎日一回以上、「もんじゅ」施設内を巡視し、①原子炉冷却系統施設（一次・二次主冷却系設備、補助冷却設備等）、②制御棒駆動設備及び③電源・給排水・排気の各施設（ディーゼル発電機、所内電源設備、液体・気体廃棄処理設備、換気空調設備等）を点検し、異常がないことを確認している（試験炉規則九条、保安規定一三条）。
また、当直長は、原子炉の起動開始前及び停止後には、原子炉施設全体の状態を点検し、異常の有無を確認している（保安規定一六条一項）。（２）　定期自主検査被告は、定期自主検査として、試験炉規則一〇条が定める以下の事項について、試験・検査を行い、異常がないことを確認している。
ア　原子炉停止中は、実際に原子炉停止系を作動させて、安全保護系の回路等の設定値やその機能を確認する「安全保護回路等の設定値確認検査」及び「安全保護回路等機能検査」を一年ごとに行う（試験炉規則一〇条一号、保安規定二六条一項、七四条、別表五、別表一九―（１）、乙イ第二号証三二ページ）。イ　原子炉の運転中には、原子炉停止系を作動させないよう原子炉トリップバイパスしゃ断器に切り替えた上で、安全保護系の回路の機能を確認する「原子炉トリップ回路の機能試験」を一か月ごとに行う（試験炉規則一〇条一号、保安規定二六条二項、七四条、同別表一九―（２）、乙イ第二号証三二ページ、乙イ第六号証八―九―三一ページ）。
ウ　サーベイメータやモニタリングポスト等の施設内外の放射線測定用の計測器類については、「放射線計測器類の点検・校正」及び「環境放射能計測器の点検・校正」を一年ごとに行う（試験炉規則一〇条二号、保安規定四七条四項、四八条四項、六五条一項、二項、七四条、同別表一四、別表一七―（１）、別表一七（２）、別表一九―（１））。また、アニュラス循環排気装置のよう素用フィルタユニットのバイパス回路の切替試験（乙イ第六号証八―七―九ページ）等、試験炉規則一〇条に定めのない事項についても各種の試験・検査を行い（保安規定別表一九―（１）・（２））、原子炉施設の保安上重要な警報装置の機能（保安規定一八条一項）や原子炉トリップ時の制御棒の挿入時間等の運転上の条件（保安規定第四節）等が維持されており、異常がないことを確認している。
（三）　設備の改善等


被告は、右に述べた巡視・点検や定期自主検査の結果、設備の保修、改善等を要するとされた箇所については、原子炉主任技術者の意見を徴した上で保修作業等を行うとともに、終了後、右箇所の点検や性能試験を行い、正常な状態に復したことを確認することとしている（保安規定七六条ないし七八条）。なお、「もんじゅ」の安全総点検では、試運転開始（平成三年五月）から平成九年五月までの六年間に作成された保修票約一〇〇〇件についても点検をしたが、保修の対象となった事象が原子炉の安全性に影響を及ぼすものではないこと、保修作業が妥当であったこと、及び今後同様の事象が発生することを防止するための適切な措置が講じられていることを確認した（乙イ第四七号証三・四・四―一、二、五、六ページ、乙イ第五一号証九一ページ）。
また、安全総点検では、試運転段階において発生した事故・故障についても点検したが、右事故・故障の発生原因を踏まえた設備改善策等が妥当であること、同様の事故・故障が生じないように併せて講じられた設備改善措置（水平展開措置）が妥当であることをも確認した（乙イ第四七号証三・四・四―一、四ページ、乙イ第四八号証三・四・四―一ないし一一ページ、乙イ第五一号証九〇、一〇八ページ）。一例として、平成三年六月に発生した二次主冷却系配管が原子炉格納容器貫通部近傍において設計時の予測とは逆の方向に熱変位した事象について、右熱変位による応力の評価を行い、右応力は十分小さく安全上問題となるものではないことを確認するとともに、右変位の原因となった剛性の大きい二層式のベローズを単層式のものに交換する等の改善工事を実施した結果、右のような異常な熱変位挙動が生じないこと、さらにはその他の機器・配管についても応力の評価をした結果等から右のような異常な熱変位挙動が他の箇所においても生じないことを確認した（乙イ第四七号証三・四・四―四ページ、乙イ第四八号証三・四・四―一、六、七ページ、乙イ第五一号証一〇八ページ）。
六　まとめ
以上のとおり、被告は、「もんじゅ」の設計、建設に当たって、多重防護の考え
方に基づく
十分な事故防止対策を講じている。その上で、運転段階においても、安定した運転を維持し得るよう、適切な安全確保対策を講じている。したがって、「もんじゅ」が運転に供されることによって、原告らの生命・身体に影響を及ぼすような異常な放射性物質の放出のおそれがないことは明らかである。
第五　二次系ナトリウム漏えい事故について
平成七年一二月八日、「もんじゅ」において、本件事故（二次主冷却系Ｃループでの二次冷却材ナトリウムの漏えい事故）が発生した。本件事故の詳細については、被告準備書面（一二）で述べたとおりであり、本件事故の発生から終止に至るまでの一連の過程において、放射性物質による環境への影響はなく、また、本件事故によって炉心の冷却機能は何らの影響を受けず、本件事故が原子炉の安全性に影響を及ぼすこともなかった。
しかし、原告らは、本件事故の発生によって、「もんじゅ」の危険性が裏付けられたと主張し（原告ら準備書面（三四）七九ないし八二ページ、同（三五）一丁裏、二丁表）、証人Ｐ１６はこれに沿う証言をする（Ｐ１６調書（二）五ページ）。
そこで、被告は、本項において、本件事故は原告らの生命・身体に対する被害発生の蓋然性を何ら根拠づけるものではなく、原告らの右主張が失当であることを明らかにする。
一　本件事故の概要
１　本件事故の経過
本件事故の経過については、被告準備書面（一二）一ないし一三ページで詳述したとおりであるが、以下、本件事故の発生から終止に至るまでの過程のうち、原子炉の停止操作を中心にその概略を述べる。
（一）　本件事故発生（平成七年一二月八日一九時四七分に昀初の警報が発報した時点）から約一一分後に、当直長は、ナトリウム漏えいの規模は運転手順書における小規模漏えいに当たると判断し、その二分後にプラント第一課長の了解を得た上で通常停止の方法による原子炉の停止操作（制御棒を徐々に炉心に挿入して出力を降下させる操作）を開始した（乙イ第九号証二―二、一七ページ）。（二）　本件事故発生から約一時間二三分後に、主任技術者、プラント第一課長及び当直長は、漏えい規模が拡大するおそれがあると判断して、原子炉の手動トリップ（運転員の操作によって全制御棒を急速に炉心に挿入して原子炉を緊急停止させる操作）を決定し、その約一〇分後に手動トリップ操作を行った。これによって原
子炉は直ちに停止し、三系統の補助冷却
設備すべてによる崩壊熱除去運転が自動的に開始された（乙イ第九号証二―三、一八、一九ページ）。
（三）　本件事故発生から約三時間八分後に、運転員は、ナトリウム漏えいが発生した二次主冷却系Ｃループのナトリウムの抜取り作業（ドレン）を開始し、その約一時間二〇分後にドレンを完了した（乙イ第九号証二―三、四、二〇、二一ページ）。
（四）　ドレン完了後、運転員は、原子炉を低温停止状態に移行させるための操作に移り、本件事故発生から約二六時間後に右操作を完了した（乙イ第九号証二―二二ページ）。なお、現在、「もんじゅ」の一次主冷却系及び二次主冷却系の各Ｃループは、ナトリウムを抜き取り、配管内にアルゴンガスを充てんした上で、室温で保存されている。
２　本件事故の施設への影響
（一）　本件事故により漏えいしたナトリウムの量は、約〇・七トンと推定された（乙イ第九号証四―一ページ）。これは、二次主冷却系Ｃループ内にあるナトリウム量全体（約二八〇トン。甲イ第二四一号証一四四ページ）の約〇・三パーセントに当たる。
（二）　二次主冷却系のＣループにおいては、中間熱交換器出口側の配管に取り付けられていた温度計（以下「本件温度計」という。）部分からナトリウムが漏えいしたことによって、その直下に配置されていた換気ダクト、グレーチング（保守用足場）及び床ライナ（板厚約六ミリメートルの鋼板。以下「本件床ライナ」という。）が損傷を受け、近傍の壁コンクリートも影響を受けた。しかし、本件事故による設備の損傷は、本件温度計直下の限られた範囲にとどまり、右設備以外の機器（例えばケーブル類）への延焼等は生じなかった（乙イ第九号証四―三、四、七、一一ないし一四ページ）。


本件床ライナ上にはナトリウム化合物が堆積し、これを除去したところ、ナトリウム漏えい箇所直下の局所的な範囲で、〇・五ないし一・五ミリメートル程度の板厚減少が観察されたが、貫通した部分はなく、漏えいしたナトリウムと床コンクリートとの直接接触を防止するという床ライナの機能を果たした（乙イ第四号証四―八ないし一〇ページ、乙イ第一〇号証Ⅱ―二―三ページ）。なお、「もんじゅ」においては、床ライナの立ち上がり部を覆う形でリッドが外部しゃへい壁に取り付けられており（甲イ第二四一号証一五三ページの二次系ライニング設備の断面詳細図参照）、本件事故の際に、漏えい箇所近傍のリッドが一部変形したことが認められるが、このことによって床ライナが損傷したり、床コンクリートが影響を受けた事実はない（乙イ第九号証四‐九、一〇、一三ページ）。原告らは、本件床ライナの板厚減少や右のリッドの変形を理由に、本件事故の際に床ライナの健全性が損なわれた旨主張するが、失当である。また、ナトリウム漏えい箇所近傍の原子炉補助建物壁コンクリートの一部（約四・五平方メートル）に深さ一ミリメートル程度の黒灰色の変色が見られたが、これは漏えいしたナトリウムの熱影響によるものであり、その影響は表層部にとどまった。ナトリウムとコンクリートとの反応生成物も検出されず、壁コンクリートの構造耐力及び放射線の遮へい性能への影響はなかった（乙イ第九号証四―一一ないし一四ページ）。原告らは、右のコンクリートの変色は、壁コンクリートと漏えいナトリウムとが接触し、ナトリウム・コンクリート反応が生じたことを示すものである旨主張する。しかしながら、化学的調査等の結果、壁コンクリート及び床コンクリートのいずれからも、ナトリウムとコンクリートとの反応を示すけい酸ナトリウム等が検出されなかったことから、被告は、前述のとおり、右変色は漏えいしたナトリウムの熱的影響であると判断したものである。
なお、原告らは、漏えい箇所近傍の壁コンクリートが深さ一センチメートルの範囲でナトリウム化合物を含有していることをもって、ナトリウムがコンクリートと直接接触し、ナトリウムとコンクリートとが反応した根拠とするが、これは、乙イ第九号証四‐七九ページの図が、試料を一センチメートル単位で分析した結果を示したものであることによるのであって、コンクリート中への浸透自体はごく表層部にとどまると推定されている（乙イ第九号証四―一三、四‐七九ページ）。本件事故の際に、ナトリウム・コンクリート反応が生じたとする原告らの主張は失当である。
（三）　漏えいしたナトリウムが燃焼してできたナトリウム化合物の一部は、ナトリウム・エアロゾルとなって本件事故があったＣループの二次主冷却系配管室（以下「本件配管室」という。）内の雰囲気中に浮遊したが、一部のナトリウム漏えい検出器及び換気装置を除けば、ナトリウム・エアロゾルが原子炉補助建物内の設備及び機器に付着したことによる機器、電気計装品及び制御盤類の機能の支障はなか
った（乙イ第一〇号証Ⅰ―三―六ないし一五ペー
ジ）。
３　本件事故の原因
本件事故は、本件温度計のさや管（以下「本件さや管」という。）が、そのさや段付部で破損したことによるものである（乙イ第九号証三―一、三六ページ）。本件さや管の破損部分の検査の結果、右破損の原因は、さや段付部に生じた高サイクル疲労であり、水流動試験等による検討の結果、右高サイクル疲労は、対称渦の放出に伴う抗力方向（ナトリウムが流れる方向と同じ方向）の流力振動により生じたものと考えられた（乙イ第九号証三―一ページ、乙イ第一〇号証Ｉ―二―一、二ページ）。
また、二次主冷却系中で本件温度計のみが破損した原因は、本件温度計の熱電対が、曲がった状態で本件さや管に挿入されたことによるものと認められた（本件温度計の破損原因については、被告準備書面（一二）一三ないし一八ページで詳述したとおりである。乙イ第九号証三―一八、乙イ第一〇号証Ⅰ―二―二、三ページ）。
二　本件事故の公衆への影響
１　評価の観点
（一）　原子力施設における事故等を評価するに当たっては、周辺の公衆に対し著しい放射線被ばくのリスクを与えたか否かという観点が昀も重要である。「もんじゅ」においては、一次主冷却系と二次主冷却系とは分離されており、炉心を通らない二次冷却材ナトリウムには放射性物質は含まれない。また、一次系内においても、運転に伴って発生する放射化生成物を除けば、放射性物質は燃料被覆管内に封じ込められている。
したがって、二次冷却材漏えい事故によって、公衆に放射線被ばくのリスクを与えるのは、①一次主冷却系と二次主冷却系とを分離する原子炉冷却材バウンダリの健全性に問題が生じ、二次冷却材の漏えいによって放射性物質が異常に放出された場合、若しくは原子炉冷却材バウンダリの健全性が現実に損なわれるおそれが生じた場合、又は、②炉心冷却能力の低下によって、燃料被覆管を含む炉心の健全性が損なわれた場合、若しくは炉心の健全性が現実に損なわれるおそれが生じた場合である。
（二）　右の観点からすると、本件事故については、以下の点を指摘することができる。
①　本件事故の前後を通じ、原子炉冷却材バウンダリの健全性は維持されており、二次冷却材の漏えいに伴って、炉心で生成された放射性物質が環境に異常に放出された事実はない。
②　また、本件事故ないしその影響によって、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれるおそれもなかった。
③　本件事故は、「もんじゅ」の炉心冷却能力を何ら低下させるものではなく、本件事故の前後を通じ、炉心の十分な冷却は維持されていた。したがって、温度上昇によって燃料被覆管の健全性が損なわれた事実はなく、そのおそれもなかった。④　また、本件事故の際に、漏えいを起こしたＣループ以外の二次主冷却系の系統（Ａループ及びＢループ）の除熱機能に本件事故の影響が及んだ事実はなく、そのおそれもなかった。
以上によれば、本件事故が周辺の公衆に対し何ら放射線被ばくのリスクを与えるものではなく、またそのおそれもなかったことは明らかである。以下、放射性物質の放出はなく、そのおそれもなかったこと（前記①、②）については後記２において、本件事故時の炉心冷却が維持されていたこと（前記③）については後記３において述べ、本件事故の影響によって、他の健全な二次主冷却系二系統を含む「もんじゅ」の施設に影響が及ぶおそれのなかったこと（前記④）については、原告らの主張に対する反論として、後記四で述べる。
２　放射性物質の放出の有無


（一）　「もんじゅ」において、一次主冷却系と二次主冷却系とは、中間熱交換器の伝熱管を境界として相互に分離されており、工次主冷却系内の冷却材圧力を一次主冷却系よりも高く設定していることから、仮に右伝熱管が破損しても、炉心で生成された放射性物質を含む一次冷却材が二次主冷却系に移行することはない。このため、「もんじゅ」は、二次冷却材が漏えいしても、環境に放射性物質を放出することはない（乙イ第六号証八―五―一ページ、Ｐ１１調書（一）八、九ページ。詳しくは被告準備書面（二）四三、四四、五四ないし五八ページ、同（一二）二四、二五ページで述べた。）。
（二）　本件事故の前後を通じ、一次主冷却系Ｃループの中間熱交換器は前記分離機能を維持しており、本件事故の際に、炉心で生成された放射性物質歩二次主冷却系を経て環境に異常に放出された事実はない。このことは放射線モニタ等の指示値が、通常のバックグラウンドレベル（自然に存在する量）を示していたこと等からも明らかである（乙イ第九号証四―二九ないし三一、四六、一〇六ページ、甲イ第二四一号証一七三ないし一七九ページ、Ｐ１１調書（一）九、一〇ページ。詳しくは被告準備書面（一二）二六ないし二八ページで述べた。）。（三）　また、中間熱交換器伝熱管を含む原子炉冷却材バウンダリは、前記第四の二２（一）で述べたとおり、十分な構造健全性を有するよう設計、設置しており、さらに、被告がした安全評価（前記第四の三２（三）で述べた安全保護設備等の総合的な妥当性の解析評価及び前記第四の四３で述べた工学的安全施設等の総合的な妥当性の解析評価）においても、運転時の異常な過渡変化及びこれを超える異常事象（事故）に対し、原子炉冷却材バウンダリ等の健全性は損なわれないことを確認している（乙第九号証一四八、二〇六、二〇七ページ、乙第一四号証の三の一六、一七ページ、乙イ第六号証一〇―二―四、五、八、一一、一四、一七、二〇、二三、二六、二九、三二、三六、三九、一〇―三―六、九、一二、一四、一七、二〇、二三、三八、四一、四四、六六ページ）。（四）　なお、本件事故の際に漏えいしたナトリウムの一部は、ナトリウム・エアロゾルの形態で環塩へ放出された。
しかし、被告が「もんじゅ」の敷地内の風上及び風下側並びに敷地外で採取した土壌サンプリング試料を分析したところ、ナトリウム量は塩分等のバックグラウンドの範囲内であった。したがって、環境に放出されたナトリウム・エアロゾルは、本件事故当時の気象条件下において、急速に空気中の炭酸ガスと反応して無害な炭酸化合物に変化し、塩分等のバックグラウンドと区別できない程度に拡散、希釈されたものと判断できる（乙イ第九号証四‐二五ないし二七ページ、Ｐ１１調書（一）一〇ないし一二ページ）。
また、ナトリウム・エアロゾルの一部は、「もんじゅ」施設内の空気中の水分と反応して水酸化ナトリウムの形で放出された可能性がある。しかし、水酸化ナトリウムも空気中で無害な炭酸化合物に変化する性質を有しており、風下側の植物などにナトリウム・エアロゾル飛散の影響とみられるこん跡は観察されなかったことから、環境に影響を及ぼすような水酸化ナトリウムの拡散はなかったと考えられる（乙イ第九号証四―二五ないし二七ページ、Ｐ１１調書（一）一二、一三ページ）。
３　本件事故時の炉心冷却
本件事故においては、二次主冷却系Ｃループ内の約〇・三パーセントのナトリウムが、約三時間四〇分の間に漏えいしたものと評価されている（乙イ第九号証四―一、二ページ）。右の漏えいによっては、当該系統の除熱能力自体ほとんど低下せず、他の二系統も健全に機能していたことから、本件事故の際の炉心の冷却が十分
に維持されていたこ
とは明らかである。また、「もんじゅ」の補助冷却設備は、前記第四の四２（一）（２）で述べたとおり、一系統のみの運転によっても、原子炉緊急停止後の炉心の冷却を維持することができるよう設計、設置されているが（乙イ第六号証八―四‐二、八―五―二、八―六―二、五、六ページ）、原子炉緊急停止後の除熱も設計どおりに機能した。
本件事故の発生から終止に至るまでのプラントパラメータ（原子炉の運転記録に示されている原子炉出力（出力領域中性子束）、冷却材温度、冷却材流量等）によっても、①原子炉出力（乙イ第九号証の添二‐三ページの図に①として示されている線）は原子炉の通常停止操作が開始された時点から低下し始め、原子炉の手動トリップによって出力零パーセントの状態に急激に減少していること、②一次冷却材温度（右の図に②、③として示されている線）は原子炉出力の低下に伴い順調に低下していること、③一次冷却材の流量（右の図に④、⑤として示されている線）も安定していることを確認できる（乙イ第九号証の添二―三ページ、Ｐ１１調書（一）一五、一六ページ）。
したがって、「もんじゅ」の炉心の冷却能力は、本件事故によっては何ら影響を受けることなく、本件事故が終止するに至るまで、原子炉の安全は完全に保たれていた（Ｐ１１調書（一）一六、一七ページ）。
４　まとめ
以上のとおり、本件事故の際に原告らの生命・身体に影響を及ぼすような放射性物質や化学物質の放出はなく、また、周辺公衆に対し何ら放射線被ばくのリスクを生じさせるおそれもなかった。
三　本件事故を踏まえた設備等の対策
右のとおり、本件事故は、公衆に何らの影響を及ぼすものではなく、原告らの人格権の侵害はもとより、侵害のおそれすら生じさせるものでもなかった。しかし、被告は、後記１に述べるように、ナトリウム漏えい事故の発生防止対策として、本件事故の原因となった温度計につき、前記高サイクル疲労が生じないよう設計変更をし、温度計を交換（一部については撤去）する。したがって、「もんじゅ」において、本件事故と同一の事故が起こるおそれはない。
さらに、被告は、「もんじゅ」の安全総点検の結果を踏まえ、万一ナトリウム漏えい事故が発生したとしても、その拡大を防止し、漏えいしたナトリウムやナトリウム・エアロゾルによる影響が緩和されるよう、「もんじゅ」の設備等について、
後記２の改善措置を講じる
。これらの改善措置を行った上で「もんじゅ」の運転を再開することにより、「もんじゅ」の安全性及び信頼性をより一層向上させることができる。
１　ナトリウム漏えい事故の発生防止対策
（一）　温度計の設計変更（Ｐ１１調書（二）一二ないし一五ページ）本件事故において本件さや管のさや段付部が破損した原因は、前記一３で述べたとおり、右段付部が、抗力方向の流カ振動により高サイクル疲労し、破損するに至ったものである。


そこで、被告は、「もんじゅ」において使用している温度計のうち、本件さや管と形状が同一である四八本のうち、①今後も使用する必要がある本件温度計を含む四二本（一ループ当たり一四本、計四二本）については、新たに定めた温度計設計方針に適合するものに交換し、②他のもので兼用可能な六本（補助冷却設備一ループ中二本、計六本）については撤去する（乙イ第二五号証四―一、二、一三ページ、乙イ第四七号証四‐一、三ページ、Ｐ１１調書（二）一一ないし一三ページ）。
右交換する温度計のさや管は、段付構造のないテーパ形状（円すい状）のものとし、配管内への突出し長さ、テーパの形状及び配管への取付方式については、配管内の温度分布解析に基づき温度計測上要求される即応性の度合及び設置部分のナトリウムの流速に応じて定める。さらに、さや管が万一破損した場合であっても、漏えいしたナトリウムが温度計の内部にとどまる構造とする（第一四図参照。乙イ第四七号証四―六ページ、乙イ第四八号証三・一・一―二七ないし三六ページ、Ｐ１１調書（二）一三ないし一五ページ）。
これによって、温度計さや管の破損は防止され、万一破損が生じたとしても、温度計の外部にナトリウムが漏えいすることは抑制されるから、温度計の破損を原因とする二次系ナトリウム漏えい事故が生じるおそれはない。（二）　ナトリウム内包壁の健全性確認被告は、安全総点検の一環として、ナトリウム漏えいの発生を防止する観点から、ナトリウムを内包する①一次主冷却系設備及び一次ナトリウム補助設備、②二次主冷却系設備及び二次ナトリウム補助設備、③補助冷却設備、④炉外燃料貯蔵設備、並びに⑤メンテナンス冷却系設備の各設備・機器を対象にナトリウム内包壁の健全性点検を行い、ナトリウムを内包する右各設備・機器のすべてにおいて、健全性が確保されていることを確認した（乙イ第二五号証三・一・二―一ないし二〇
ページ、乙イ第四七号証三・一・二―一ないし七ページ、Ｐ１１調書（一）六三、六四ページ）。
したがって、二次主冷却系配管の温度計以外の部分からのナトリウム漏えいについても、そのおそれはない。
２　ナトリウム漏えいの拡大防止及び影響緩和対策
前記１によれば、「もんじゅ」を運転する際に、ナトリウム漏えい事故が発生するおそれはない。しかしながら、被告は、安全総点検の結果を踏まえて、万一ナトリウム漏えいが生じたとしても、その拡大を防止し、漏えいしたナトリウムやナトリウム・エアロゾルの影響が緩和されるよう、ナトリウムに関連する設備について以下のとおりの改善措置を講じ、また、ナトリウム漏えい時の運転手順書についても改定する（その詳細については、被告準備書面（一四）七九ないし九〇ページで述べた。）。
これによって、「もんじゅ」の安全性及び信頼性はより一層向上する。（一）　検出、監視システムの充実（乙イ第二六号証三・一・三―七ないし一〇ページ、乙イ第四六号証八ないし一〇ページ、乙イ第四八号証三・一・三―一五ないし二〇ページ、乙イ第五一号証一三〇、一三一ページ、Ｐ１１調書（二）一六、一八ページ）
ナトリウム漏えいの有無及び推移の確認並びに漏えい場所の特定の判断をより確実かつ迅速に行うため、セルモニタ（ｃｅｌｌ　ｍｏｎｉｔｏｒ）、カラーＩＴＶ（工業用カラーテレビ）、及び総合漏えい監視システムを設置し、漏えいの検出・監視を強化する。
これにより、ナトリウム漏えいが生じた場合に、運転員が中央制御室において、右確認、判断に必要な情報をリアルタイムで把握し、漏えい箇所の特定や立入りの可否及び原子炉停止等の運転操作上の判断をより迅速かつ適切に行うことができる。
（二）　二次主冷却系設備及び補助冷却設備の対策（乙イ第二六号証三・一・三―一ないし五四、八七ないし九九ページ、乙イ第四六号証一〇ないし一二ページ、乙イ第四八号証三・一・三―二一ないし二六、四二ないし四七、六一、六四、六五、一二三ページ、乙イ第五一号証一三一、一三二ページ、Ｐ１１調書（二）一九、二六ページ）
（１）　ナトリウムドレン機能の強化
ナトリウムのドレン機能を強化する以下の設備改善を施すことによって、万一の漏えい発生時にも、漏えい発生からドレン完了までの時間を短縮する。小規模漏えいの場合、運転員が緊急ドレン操作を行うまでの判断時間を考慮しても、現状設備では漏えい発生からドレン完了まで約八〇分を要するが、改善後には約半分（約四〇分）に短縮される。
①　二次主冷却系循環ポンプ入口部に至る配管にドレン用配管（ドレンライン）を追加設置するとともに、オーバフロータンクやダンプタンクに至るドレン用の母配管を大口径化することによって、ドレン速度を向上させる（第一五図参照）。②　ドレン弁を遠隔電動化・多重化（二重化）するとともに、非常用電源に接続することによって、より確実にドレンを行うことができるようにする（第一五図参照）。
③　運転員が、より確実かつ迅速に漏えい時の操作を行うことができるよう、表示機能を改善するとともに、一連の操作を一括して行う緊急ドレン手動スイッチを設ける。
（２）　燃焼及びエアロゾル拡散の抑制機能の強化
①　中規模又は小規模のナトリウム漏えい（以下「中小規模漏えい」という。）の場合であっても、セルモニタの信号によって換気空調設備が自動停止するよう、その自動停止機能を強化する。また、大規模漏えいを想定した「蒸発器液位低低」信号による換気空調設備の自動停止についても、インタロック（論理回路）を変更することによって、より確実に停止するようにする。
これによって、ナトリウムが漏えいし、ナトリウム・エアロゾル等が機器・配管の保温構造の外へ及ぶような場合には、その漏えい規模にかかわらず、換気空調設備は確実に自動停止するので、外気の流入及び漏えいナトリウムの燃焼を抑制し、またナトリウム・エアロゾルの拡散も抑制することができる。②　二次主冷却系設備、補助冷却設備及び二次ナトリウム補助設備が設置されている部屋の区画化を行い、各区画間の通気率を抑制する（第一六図参照）。これによって、漏えいナトリウムの燃焼及びナトリウム・エアロゾルの拡散を抑制するとともに、後述する窒素ガス注入の効果を高めることができる。
（３）　壁、天井への断熱構造物の設置
各区画内の室の壁、天井のコンクリート表面に断熱材と鋼板とを組み合わせた断熱構造物を設置する。
これによって、ナトリウム漏えい時の壁、天井のコンクリート温度の上昇が抑制されるので、コンクリートからの水分の放出を抑制し、ナトリウム・エアロゾルと水との反応を抑制することができる。また、漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触も防止できる。
（４）　窒素ガス注入設備の設置
窒素ガス注入設備を設


置し、ナトリウムの漏えいが発生した区画全体に窒素ガスを注入する。これによって、漏えいナトリウムの燃焼に供される区画内の雰囲気中の酸素量が減少するため、漏えいナトリウムの燃焼をより確実に終息させることができる。また、窒素ガス注入時の区画内の雰囲気圧力の上昇を抑制するため、圧力逃がしラインを設置する。
（５）　現場点検を踏まえた対策
現場点検の結果、ナトリウムを内包する配管と他の配管との交差等が指摘された部分等については、右交差部において上方に位置する配管等に、これをおおう外装板を強化するか、又はその下方に樋を設けるなどする。これによって、万一上方の配管等からナトリウムが漏えいした場合であっても、その影響が下方の配管等に直接及ぶことを防止する。
（三）　窒素ガス雰囲気に設置されている設備についての対策（乙イ第二五号証三・一・三―一四ページ、乙イ第二六号証三・一・三―九六ないし九八ページ）一次主冷却設備については、窒素ガス雰囲気に設置されていることから、二次主冷却設備とは異なり、冷却材ナトリウムが漏えいしたとしても、ナトリウムの酸化（燃焼）に起因する熱的影響又は化学的影響が直ちに問題となることはない。しかし、被告は、本件事故を踏まえ、一次主冷却系設備等のガスサンプリング型漏えい検出器の指示値を、前記「総合漏えい監視システム」により監視し得るようにするとともに、ドレンに必要な弁を電動化する。
これによって、窒素ガス雰囲気である原子炉格納容器内床下の各室でナトリウムが漏えいした場合にも、運転員は、より迅速かつ適切に原子炉停止等の運転操作上の措置を講じることができる。
（四）　運転手順書の改善（乙イ第二二号証三、四、一一ないし三九ページ、乙イ第四六号証一三、一四ページ、乙イ第四八号証三・三―一四ないし四一ページ、Ｐ１１調書（二）二七ないし三〇ページ）
被告準備書面（一二）三三ないし三九ページで詳述したとおり、本件事故時の運転は、運転員が依拠していた運転手順書に合致しており、運転員が原子炉の安全性を損なう運転操作をした事実はない。しかし、二次系ナトリウム漏えい時の異常時運転手順書の一部に、漏えい規模の判断や異常時の運転操作等に関して正確な記載がされていなかったため、結果的に原子炉停止の遅れ等が生じた。このため、被告は、運転手順書について、以下のとおり改善することとした。
①　ナトリ
ウム漏えい検出器又はセルモニタ等によりナトリウムの漏えいを確認した場合には、漏えい規模のいかんにかかわらず、直ちに原子炉の手動トリップ操作を行う（なお、大規模漏えい時に、蒸発器液面計が「蒸発器液位低低」信号を発した場合、原子炉は自動的に停止し、換気空調設備も自動停止する。）。②　セルモニタ等によって、漏えいナトリウムやナトリウム・エアロゾルが配管の保温構造の外に及んでいることが確認された場合には、運転員は、前記緊急ドレン手動スイッチにより、ナトリウムの緊急ドレン等を行う（セルモニタの信号により換気空調設備は自動停止する。）。
これによって、運転員はより迅速かつ適切に緊急ドレン等の操作を行い、漏えいナトリウムによる影響を抑制することができる。
３　改善措置の妥当性（乙イ第二六号証三・一・三―一一ないし八三ページ、乙イ第四六号証一四ないし一八ページ、乙イ第四七号証三・一・三―四、一五ないし一八ページ、乙イ第四八号証三・一・三―六六ないし九六ページ、Ｐ１１調書（二）三〇、五五ページ）
（一）　評価方法及び評価上の前提条件
被告は、右２に述べた改善措置の妥当性を確認するため、本件事故後に改良されたＡＳＳＣＯＰＳコード（詳しくは、後記四３参照）を用いて、二次系ナトリウム漏えい事故の解析評価を行った。その際に、原子炉出力運転中に、配管の保温構造の外にナトリウムが漏えいするような小規模漏えい（毎時〇・〇一トン）から、昀大規模のナトリウム漏えい（毎時一一九トン）までが生じることを想定した。また、漏えいが生じる部屋としては、燃焼に供される酸素の量及び空間の大小等を考慮して、昀も影響が大きいと予想される部屋として、空間容積の昀も大きい二次主冷却系配管室、昀も小さい過熱器室及び蒸発器室、及び外気の通気率が大きい補助冷却設備空気冷却器室等を想定し、前記２で述べた改善措置を前提とした上で、その他の解析条件については、以下に述べるとおり、実際よりも厳しくなるようこれを設定した（詳細は、被告準備書面（一四）九〇ないし一〇二ページで述べた。）。
①　漏えいナトリウムの燃焼形態としては、スプレイ燃焼とプール燃焼とが同時に進行するものとした（乙イ第四八号証三・一・三―八七、八八ページ）。②　ナトリウム漏えいが継続する時間は、ドレン機能強化策を考慮して、二次主冷
却系設備の場合、小規模漏えいでは四〇分、大規模漏
えいでは三〇分とした。運転員の判断時間については、安全評価審査指針を参考に一〇分とした（乙イ第七号証一一四ページ、乙イ第四八号証三・一・三―七一、八三、八九ページ）。
③　セルモニタ等は漏えいの発生を短時間で検知することができるが、換気空調設備の停止については、常に、漏えい発生から二分を要することとした（乙イ第四八号証三・一・三―七一、八三ページ）。
④　建物内の区画化及び壁、天井への断熱構造物の設置の効果は考慮したが、窒素ガス注入設備による窒素ガスの注入については、燃焼抑制効果の評価上はその効果を考慮しないこととした（乙イ第四八号証三・一・三―六六、六七、七二ないし七四、七九ないし八一ページ）。
（二）　評価結果
解析評価の結果、改善措置を講じることによって、床ライナの温度及び減肉量がいずれも抑制され、水素ガスの発生量（水素濃度）及び外部へのナトリウム・エアロゾル拡散量等がいずれも減少するなど、改善措置の有効性が確認された。以下、各評価結果について述べる（詳細は、被告準備書面（一四）九〇ないし一〇二ページで述べた。なお、床ライナの温度及び減肉量の各算定方法並びに後記の各温度において床ライナの健全性が維持されることについては、後記四２の「床ライナの健全性について」の項で述べる。）。
（１）　床ライナの温度
評価の結果によれば、部屋の区画化等によって、以下のとおり床ライナの温度上昇は抑制され、安全裕度が向上する。


①　昀大規模（毎時一一九トン）のナトリウム漏えいの場合、二次主冷却系配管室（配管室・ポンプ室区画）の床ライナの昀高温度は、本件事故当時の設備（現状設備）における摂氏約六二〇度に対し、区画化等の効果により、設備改善後は摂氏約五二〇度に抑制される（乙イ第四八号証三・一・三―七四、九一ページ）。②　空間容積の小さい過熱器室及び蒸発器室（蒸気発生器室区画）において昀大規模（毎時一〇〇トン）のナトリウム漏えいを想定した場合には、区画化の効果が比較的小さく、また、壁、天井への断熱構造物の設置によりコンクリートヘの放熱が相対的に小さいが、床ライナの昀高温度は、過熱器室の場合、現状設備における摂氏約七五〇度が設備改善後は摂氏約七三〇度に、蒸発器室の場合、現状設備における摂氏約八一〇度が設備改善後は摂氏約八〇〇度に、それぞれ抑制される（乙イ第四八号証三・一・三―九三、九五ページ）。
③空気冷却器室（空気冷却器室区画）の下部キャッチパンヘの大規模漏えい（漏えい率毎時四三トン）の場合、区画化の効果が昀も著しく、下部キャッチパンの温度は、現状設備では、摂氏約八五〇度を一時間以上維持するのに対し、設備改善後は短時間のうちに摂氏約七六〇度から摂氏約五三〇度に降下する。一方、同室の上部キャッチパンヘの大漏えい（漏えい率毎時五三トン）の場合、上部キヤッチパンの昀高温度は現状設備では摂氏約七九〇度であるのに対し、設備改善後は摂氏約八四〇度となった。しかし、現状設備では高温状態が長く維持されるのに対し、設備改善後は温度が短時間のうちに摂氏二〇〇度以下に降下する（乙イ第四八号証三・一・三―六七、七九、八〇ページ）。
④　中小規模漏えい時（毎時〇・一トン）には、配管室の床ライナ温度が局所的に昀高約八四〇度に達する点で、現状設備と設備改善後とで差異はない。しかし、設備改善によって、温度降下までの時間が大幅に短縮される（乙イ第四八号証三・一・三―七二、九一ページ）。
（２）　床ライナの減肉量
被告は、床ライナの減肉量を厳しく評価するため、鋼材の腐食試験によって得られた溶融塩型腐食の腐食速度の昀大値（減肉速度データの九五パーセント信頼限界の上限値）と中央値を用いて、床ライナの温度が摂氏三〇〇度以上になれば溶融塩型腐食が発生すると仮定して解析を行った（溶融塩型腐食の機構及び発生条件並びに右の仮定が極めて保守的・安全側の内容であることについては、後記四２の「床ライナの健全性について」の項で述べる。）。
解析の結果によれば、減肉量が昀も厳しくなるのは、ナトリウムの漏えい率が毎時〇・一トンの場合であり、この場合の二次主冷却系配管室、過熱器室及び蒸発器室における各床ライナの減肉量は、中央値で一・五ないし一・六ミリメートル、昀大値での腐食が継続することを仮定しても二・五ないし二・六ミリメートルであるとされ（乙イ第四八号証三・一・三―九〇ページ）、現状設備を前提とする値（後記四２（二）（３）で述べる）に比して、大幅に裕度が向上する。
（３）　水素発生量
水素発生量については、解析の結果によれば、現状設備において昀大となるのは二次主冷却系配管室内において毎時一〇トンの割合で漏えいした場合であり、その際の昀大水素濃度は約一・七パーセントと、燃焼限界値（燃焼するのに必要な水素濃度の限界値）の四パーセ
ントに対し、約半分にとどまる（乙イ第四八号証三・一・三―六六、九一、九三、九五ページ）。したがって、現状設備においても、水素の蓄積燃焼によって機器・建物が損傷するおそれはない。
また、改善措置を講じることによって、昀大水素濃度は約〇・四パーセント（蒸発器室内において毎時一一〇トンの割合で漏えいした場合）と燃焼限界値の約一〇分の一に抑制され、水素の蓄積燃焼に対する安全裕度は更に向上することを確認した（乙イ第四八号証三・一・三―六六、九一、九三、九五ページ）。
（４）　内圧の上昇
部屋の内圧の上昇については、解析の結果によれば、現状設備においても昀大で約〇・二二気圧であり、建物の耐圧値である〇・六気圧に対し十分な余裕がある（乙イ第六号証一〇―三―三七ページ）。
また、改善措置を講じることによって、二次主冷却系配管室において昀大規模のナトリウム漏えいが生じ、さらに、漏えい発生直後に窒素ガスを注入するという保守的な想定をしても、圧力逃がしラインが作動することから、漏えいナトリウムの燃焼及び窒素ガス注入による圧力上昇は約〇・〇六気圧（耐圧値の約一〇分の一）にとどまり、安全裕度が更に向上することを確認した（乙イ第四八号証三・一・三―七八ページ）。
（５）　ナトリウム・エアロゾル拡散の抑制
本件事故時においても、発生したナトリウム・エアロゾルが施設の機能又は公衆に影響を及ぼすものでなかったことについては、前記一２（三）及び二２（四）で述べたとおりである。
また、区画化及び圧力逃がしラインの設置の効果によって、漏えいが生じた区画内のナトリウム・エアロゾル量は現状設備の約一四分の一近くまで低減され、他の区画内各室のナトリウム・エアロゾル量も、現状設備の約六分の一ないし一六分の一にまで低減されることを確認した（乙イ第四八号証三・一・三―二二、二三、二八ページ）。
さらに、昀大規模のナトリウム漏えい時を想定し、建物外に拡散したナトリウム・エアロゾルが敷地境界の地表面に到達する場合のナトリウム・エアロゾル濃度について保守的な評価を行ったところ、ナトリウム・エアロゾルが地表面に到達することはほとんどなく、かつ、大気中のナトリウム・エアロゾル濃度は、ナトリウム換算で一立方メートル当たり五〇ミリグラム以下にとどまる（なお、右ナトリウム・エアロゾルは、空気中の炭酸ガスと反応して急速に無害な炭酸化合物になり、地表面に沈降する過程で希釈される。乙イ第四八号証三・一・三―三五ないし三八ページ）。
４　まとめ


被告は、「もんじゅ」の運転再開前に、前記改善措置の具体化、詳細化を図った上で、これを「もんじゅ」に施すことを予定しており（乙イ第四六号証一九ページ、Ｐ１１調書（一）五九ページ、同（二）五五、五六ページ）、これによって「もんじゅ」の安全性及び信頼性はより一層向上する。右改善措置（改善策）は、科学技術庁の「もんじゅ安全性総点検チーム」によっても妥当と認められた。また、独自の立場から本件事故の調査審議に当たった原子力安全委員会も、右改善措置（改善方針）を妥当とした上で、今後、被告が改善措置を具体的に講じる場合には、その安全性を厳重に審査し、「もんじゅ」の安全確保に万全を期すとしている（乙イ第四二号証の二の三ページ、乙イ第五一号証一〇ページ）。
したがって、今後運転に供される「もんじゅ」において、本件事故のようなナトリウム漏えい事故が発生するおそれはなく、万一の発生を仮定しても、ナトリウム漏えいの拡大は防止され、その影響も緩和される。
四　原告らの主張について
１　事故の拡大防止について
（一）　設備等の不備について
原告らは、「もんじゅ」には、①本件事故の発生を認知するシステム（火災検知器及びナトリウム漏えい検出器）に機能上の不備があること、②漏えいの規模を把握するオーバフロータンクのナトリウム液面計に機能上の不備があること、③緊急ドレン機能に不備があること、及び④運転手順書に不備があることから、本件事故の際に原子炉のトリップや換気空調設備の停止が遅れ、「事故の拡大」を招いた旨主張し（原告ら準備書面（三四）一三ないし二六ページ）、証人Ｐ１６はこれに沿う証言をする（Ｐ１６調書（一）四四ないし五五ページ）。しかしながら、原告らの右主張は、それ自体が失当である。すなわち、原子炉施設における事故等については、前記二１（一）で述べたとおり、周辺の公衆に対し著しい放射線被ばくのリスクを与えたか否かの観点から評価されるべきもので、「事故の拡大」とは、事故等を安全に終止させることができず、放射性物質の放出が拡大される方向に、あるいは放射性物質の異常な放出のおそれが増大する方向に推移することを意味する。
本件事故については、前記三２で述べたとおり、設備及び運転手順書の改善によ
って、ナトリウ
ムの漏えい量やナトリウム・エアロゾルの影響を低減、緩和する余地はあったが、これによって低減、緩和されるのは、ナトリウム・エアロゾルの拡散量、及び換気ダクトやグレーチング等の施設の損傷等の問題であり、放射性物質の放出にかかわるものではない。
前記二の２及び３で述べたとおり、そもそも、本件事故による放射性物質の放出はなく、また、本件事故の際に、炉心冷却能力が低下して炉心の健全性が損なわれるおそれや、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれるおそれが生じた事実は全くない。
したがって、本件事故について「事故の拡大」があったとすること自体が失当といわざるを得ないが、念のため、原告らの右①ないし④の主張について以下に反論することとする。
（１）　ナトリウム漏えいの早期検知について
原告らは、「もんじゅ」の火災検知器、ナトリウム漏えい検出器に不備があるとし、また、本件事故の際にナトリウム漏えい検出器よりも先に火災検知器が作動したことは、火災防止設計の基本に抵触する重大事である旨主張する（原告ら準備書面（三四）二、一五ないし一七ページ）。しかし、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。ナトリウム漏えいの検知について、①火災検知器の発報状況は、中央制御室の火災報知盤で確認できるものの、中央制御盤で確認し得るようにはなっていなかったこと、②火災報知盤の音響停止スイッチを入れた後は警報発報の表示はされるものの、音響は停止するようになっていたこと、及び③ナトリウム漏えい検出器の具体的な計測値の確認は現場制御盤でしか確認し得ないものであったことは、原告らが指摘するとおりである。
しかし、本件事故が発生したのは、二次主冷却系Ｃループの計装設備から「中間熱交換器・Ｃ二次側出口ナリウム温度高」警報が発報した時点と考えられるところ、その六秒後に火災検知器が警報を発報し、さらに本件事故発生の一分一二秒後にはナトリウム漏えい検出器も警報を発報している。そして、右各警報の発報により、運転員は、本件事故発生の数分後には現場確認を行うなどしている（乙イ第九号証二―一七ページ）。
したがって、漏えいを早期に検出し監視する上で、本件事故当時のナトリウム漏えいを検知する設備や体制に、基本的な問題はなかった。原告らは、証人Ｐ８が、漏えい規模が小さい場合には、検出遅れは一時間単位に
もなり得ると証言したとし
て（乙ホ第二号証の三（Ｐ８調書（三））七二丁表）、「もんじゅ」のナトリウム漏えい検出器には機能上の不備がある旨主張する。しかしながら、「もんじゅ」のナトリウム漏えい検出器は、ナトリウム・エアロゾル濃度が一立方センチメートル（一ｃｃ）当たり一〇×一〇のマイナス一〇乗グラム以上を検出する感度を有し、通常の漏えいの場合、気体の吸引及びデータ処理に要する時間を考慮しても、平均一ないし二分程度でこれを検出することができるが（甲イ第二四三号証二‐一二ページ）、ナトリウム・エアロゾルを含む気体の量がごく微量の場合には、検出遅れが大きくなる。同証人は、後者の場合について、ナトリウムが数時間の間に五グラムないし一〇グラム程度しか漏えいしないような微小漏えいの場合、検出までに長時間を要する場合がある旨を述べたのであって、本件事故程度の規模の漏えいについて述べたものではない。「もんじゅ」のナトリウム漏えい検知に、原告らが主張するような不備があるとすべき理由はない（乙ホ第二号証の三（Ｐ８調書（三））七二丁表ないし七三丁表）。
なお、被告が、今後、総合漏えい監視システム等を設置し、ナトリウム漏えいの早期検知等の機能の強化を図った上で「もんじゅ」を運転に供することについては、前記三２（一）で述べたとおりである。
（２）　漏えい規模の判断について
原告らは、「もんじゅ」のオーバフロータンクのナトリウム液面計は一目盛りが〇・七ないし〇・八トンと感度が低く、漏えいの規模を正確に判断することができない点で、その機能に不備がある旨主張する（原告ら準備書面（三四）一七ないし一九ページ）。


しかし、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。被告は、本件事故当時、①蒸発器のナトリウム液面計が「蒸発器液位低低」信号を発報した場合にはこれを大規模漏えいと、②オーバフロータンクのナトリウム液面計によるナトリウム液位に有意な変化が認められるか、あるいは火災検知器が発報した場合などにはこれを中規模漏えいと、③ガスサンプリング式ナトリウム漏えい検出器によって漏えいを確認するにとどまる場合にはこれを小規模漏えいと、それぞれ判断することとしていた（乙イ第九号証二―三三ページ）。すなわち、被告は、オーバフロータンクのナトリウム液面計にのみ依拠して漏えいの規模を判断していたのではなく、前記のとおりの総合的判断としてこれを行っていた。したがって、オーバフロータンクの液面計が、中規模以上の漏えい量を判断するのに適したものであるからといって、総合的に漏えい規模を判断する機能に不備があることにはならない。
（３）　緊急ドレンについて
原告らは、被告が本件事故の際にナトリウムドレンを行うに際し、ナトリウム温度が摂氏四〇〇度に低下するのを待ってこれを行ったことについて、右は、温度降下を待たずに行う緊急ドレンを一〇回程度しか行い得ないとの「もんじゅ」のドレン関連機器の制約によるものであり、右の機器の不備によって、ナトリウムの漏えい等が拡大した旨主張する（原告ら準備書面（三四）一九ないし二一ページ）。しかし、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。被告は、本件事故当時、二種類の緊急ドレンを想定しており、①大規模漏えい時、又は中規模漏えい時でオーバフロータンクのナトリウム液位等に変化がある場合には、温度降下を待たずに、速やかにナトリウムの緊急ドレンを行い、②中規模漏えい時で右液位等に有意な変化のない場合には、ナトリウム温度が摂氏四〇〇度程度にまで降下してからナトリウムの緊急ドレンを行うこととしていた（乙イ第九号証二―三三ページ）。本件事故の際に、主任技術者、プラント第一課長及び当直長は、火災検知器発報の増加等から漏えい規模が拡大するおそれがあると判断したが、オーバフロータンクのナトリウム液位に有意な変化がないことから、原子炉の手動トリップをした上で、右②の緊急ドレンを行ったものである（乙イ第九号証二―三ページ）。
原告らの主張は、甲イ第三〇一号証二三ページに、現状設備においては、約一〇回の温度低下を待たない緊急ドレンを許容できる旨の記載があることに依拠するものと思われる。しかし、右の記載は、「もんじゅ」の寿命中に一回程度想定している昀大規模のナトリウム漏えい事故時の熱荷重について、右①の緊急ドレンを一〇回程度行ったとしても設備の健全性は損なわれないことが確認されたとする趣旨であって、本件事故時に、右①の緊急ドレンを行うことに対する制約が存在したわけではない（甲イ第三〇一号証二三、二四、参―一三、参―一四ページ）。被告は、前述のとおり、漏えい規模に対する判断と運転手順書の記載に基づいて右②の緊急ドレンを行ったものであって、右の操作がドレン関連機器の不備によるものである
とする原告らの主張は理由
がない。
なお、被告は、前記三２（二）（１）で述べたとおり、ドレン機能の強化を予定している。また、緊急ドレン時の設備の構造健全性を評価した結果、改善措置を講じた後の「もんじゅ」は、右①の緊急ドレンを約四〇回行ったとしても、構造健全性を確保し得る見通しを得ている（乙イ第四八号証三・一・三―五五ページ）。
（４）　運転手順書について
原告らは、異常時運転手順書の記載に不備があり、運転員がこれに依拠して運転したことによって、原子炉のトリップ等の一連の操作が遅れ、本件事故の拡大につながった旨主張する（原告ら準備書面（三四）二〇、二二ないし二五ページ）。しかし、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。本件事故当時、運転員が行った原子炉の停止操作、ナトリウムの緊急ドレン及び換気空調設備の停止操作は、いずれも異常時運転手順書の細目に依拠したものであり、右細目の記載が正確であれば、原子炉のトリップやナトリウムの漏えい停止及び換気空調設備の停止までの時間は、それぞれ短縮されたと評価し得る。しかし、これによって生じた影響をもって「事故の拡大」とすべきでないことは、前述したとおりであって、本件事故時の運転員の操作によって、燃料被覆管等の健全性維持に必要な炉心の冷却は、完全に保たれていた。したがって、本件事故後の運転によって原子炉の安全が損なわれたということはできず、本件事故が拡大されたとする原告らの前記主張は失当である。なお、被告は、運転手順書についても、運転員は、セルモニタ等によりナトリウム漏えいが検知され、ナトリウム漏えいを確認した場合には、漏えい規模のいかんにかかわらず、原子炉を直ちに手動停止するとともに、前記①の緊急ドレンを行うよう改善する予定である（換気空調設備については、前記三２（二）（２）で述べたとおり、セルモニタが漏えいを検知すれば、その信号によって自動停止するように改善措置を施す。乙イ第三一号証九、一一ページ）。
（二）　安全設計の欠陥について
原告らは、本件事故時に、ナトリウム漏えい検出器が、火災検知器によるナトリウム漏えいの検知前に検知しなかったことは、微少な漏えいを検出できないことを示すものであり、このことは、被告が主張するＬＢＢ思想やこれを前提とする安全設計自体に欠陥があることを示すものである旨主張する（原告ら準備書面（三四）三六ないし三九ページ）
しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。（１）　ＬＢＢ（Ｌｅａｋ　Ｂｅｆｏｒｅ　Ｂｒｅｄｋ）の概念は、破断等により大規模漏えいに至る前に小規模漏えいの段階で漏えいを検知しようとする考え方である。右の考え方の適用範囲については、配管の外径、圧力及び材料等を総合的に検討して決すべきものであるが、外径が一インチ（二五・四ミリメートル）に満たない程度の小口径配管に適用することは元来予定されていない（Ｐ１１調書（一）一九ページ）。このため、大口径配管には、右考え方を適用して、微小なナトリウム漏えいを検出することができるガスサンプリング式ナトリウム漏えい検出器を設置しているが、本件さや管は外径が一〇ミリメートルであり、右考え方の適用範囲にはないので、右検出器の設置を必要としていない（乙ホ第二号証の三（Ｐ８調書（三））四三丁表、同裏、Ｐ１１調書（一）一九ないし二一ページ）。したがって、本件事故時にナトリウム漏えい検出器が火災検知器よりも早く検知しなかったことは、何ら「もんじゅ」の設計の考え方に抵触するものではなく、その設備に不備があることを示すものでもない。


（２）　また、被告は、二次主冷却系の機器・配管を収納する部屋にナトリウム漏えい検出器及び火災検知器を設置しているが、火災検知器も、ナトリウム漏えいの影響が雰囲気中に及んだ場合にはこれを検知する能力を有するものであって（原告らも、その準備書面（三四）一四、一五ページにおいて認めるところである。）、ナトリウム漏えいの検知の役割を担う点では、ナトリウム漏えい検出器と火災検知器とに差異は設けられておらず（乙イ第六号証一〇―三―三四ページ）、漏えいの部位や形態によって、いずれかが先に検知する場合もあり得るというのが設計の元々の考え方である。
「もんじゅ」の火災検知器は、本件事故において、前記（一）（１）で述べたとおり鋭敏な検出性能を示した。本件事故が、まず火災検知器によって検知されたことは、「もんじゅ」の本来の設計の考え方と何ら矛盾するものではなく、また、その設備に不備があることを示すものではない。
２　床ライナの健全性について
原告らは、①本件事故において床ライナの温度が設計温度五三〇度を上回ったこと、及び②燃焼実験Ⅱにおいて床ライナに穴が開いたことを理由に、条件によって
は「もんじゅ」の床ライナに大きな穴が開き
、コンクリートとナトリウムとが直接接触して、コンクリート・ナトリウム反応によって床が崩壊し、放射性物質の大量放出につながるおそれがある旨主張し（原告ら準備書面（三五）、（四一）二ページ）、甲イ第三六二号証一二ページにはこれに沿う記載があるほか、同旨の証言もある（Ｐ１６調書（一）八二ないし八六、一一一ないし一一四ページ、同（二）五ページ）。
この点について、被告は、本件事故や本件事故後に得られた知見を踏まえ、漏えいしたナトリウムとコンクリートとが直接接触することを防止する床ライナの健全性に関して、①ナトリウム漏えいの熱的影響に関しては、（ａ）床ライナの温度と鋼材の融点との関係、及び（ｂ）熱膨張によって床ライナがコンクリート壁に接触するおそれの有無について、また、②ナトリウム漏えいの化学的影響（腐食）に関しては、（ａ）支配的な腐食機構とそれによる腐食速度、及び（ｂ）床ライナの減肉（腐食）量についてそれぞれ検討を加え、「もんじゅ」においては、二次冷却材ナトリウム漏えいの熱的影響又は化学的影響によって床ライナの健全性が損なわれるおそれのないことを確認した。したがって、以下に詳述するとおり、ナトリウム漏えいの影響によって、放射性物質の放出につながる事故のおそれがあるとする原告らの右主張は根拠がないものである。
（一）　床ライナの熱的影響に対する健全性
（１）　大規模漏えい時の評価
ア　「もんじゅ」の二次冷却材を保有する系統、機器を収納する各室に設置された床ライナは、厚さ六ミリメートルの鋼板であり、ナトリウムの大規模漏えいがあっても、熱膨張を逃すことのできるキャッチパン方式を採用しているので（甲イ第三五七号証三四、三六ページ）、温度上昇に対し、高い健全性を有している。しかし、床ライナに過度の温度上昇が生じた場合には、床ライナが壁コンクリートに接触し、湾曲するなどしてその健全性が失われるおそれがある。そこで、被告は、床ライナが熱膨張によって壁コンクリートに接触するに至る温度を、二次冷却材を保有する系統、機器を収納する区画ごとに評価した。その結果、右の接触に至る温度は、二次主冷却系配管室（Ａ）北側で摂氏六三〇度、二次主冷却系配管室（Ｃ）北側で摂氏七〇〇度とされたほかは、他のすべての区画において摂氏九五〇度を下回ることはなかった（なお、後記（３）で述べる蒸発器室については摂氏一〇〇〇度を
超えるとの評価となった。甲イ第三五七号証三四、三五ページ、乙イ第四一号証一二ページ）。右の温度を超えても、床ライナの健全性が直ちに失われるわけではないが、少なくとも右の温度に達しない限り、床ライナの健全性が損なわれるおそれはないということができる。
イ　他方、前記三３（二）（１）で述べたとおり、大規模漏えい時に大きな影響を受けると予測される部屋について、前記三２で述べた改善措置を前提に、ＡＳＳＣＯＰＳコード（後記（三）３参照）を用いて解析を行ったところ、床ライナの昀高温度は、①二次主冷却系配管室で摂氏約五二〇度、②過熱器室で摂氏約七三〇度、蒸発器室で摂氏約八〇〇度、③空気冷却器室（上部キャッチパン）で摂氏約八四〇度になるとの評価結果が得られた。
したがって、いずれの部屋で漏えいが生じた場合であっても、床ライナの昀高温度が前記接触に至る温度に到達して、その健全性が損なわれるおそれはなく、また、鋼材の融点（摂氏約一五〇〇度）に対しても十分な余裕のあることが確認できた（Ｐ１１調書（二）四六、四七ページ）。
ウ　なお、被告は、「もんじゅ」の設置許可申請書の二次冷却材漏えい事故の解析に際して、床ライナの設計温度を摂氏五三〇度と記載している（乙イ第六号証一〇―三―三七ページ）。
右の設計温度は、大規模漏えい時に漏えいナトリウムが燃焼して床ライナ全面が一様に加熱される場合を想定した温度であって、床ライナの健全性が損なわれる限界温度を示したものではない（乙イ第四五号証六、七ページ）。原告らは、設計温度とは、その温度以下でなら床ライナの機能が維持できる温度であるとして、本件事故において床ライナの温度が設計温度を超えた以上、「もんじゅ」の設計の妥当性は否定される旨主張する。
しかしながら、大規模漏えい時に床ライナ全面が一様に加熱される場合の影響と、中小規模漏えい時に、漏えい箇所近傍が局所的に高温となる場合の影響とは明らかに異なり、原告らの主張はこの点を混同するものである。すなわち、本件事故が発生した二次系主冷却系配管室（Ｃ）北側の場合、前述のとおり、大規模漏えいによる全面加熱時には、床ライナの温度が摂氏七〇〇度になれば壁コンクリートヘの接触の可能性が生じるが、中小規模漏えい時には、後記（２）で述べるとおり、温度が局所的に九〇〇度ないし九五〇度に上昇しても床ライナの健全性は維持される。
したがって、本件事故の際の中規模の漏えいによって床ライナの温度が局所的に右の設計温度を超えたことが、「もんじゅ」の安全確保上問題となるものではない。
（２）　中小規模漏えい時の評価


中小規模の漏えいの場合には、大規模漏えいの場合とは異なり、漏えいするナトリウムの量が少なく、燃焼によって発生する熱の影響を受ける範囲も漏えい箇所近傍の局所的範囲にとどまる。しかし、床ライナが部分的に高い温度に達することがあるため、局所的なひずみにより床ライナが破損する可能性について検討する必要がある。
この点について、模擬試験体を用いた実験及び解析の結果、「もんじゅ」の床ライナ温度が、局所的に摂氏九〇〇度ないし九五〇度に上昇した場合、床ライナに取り付けられたリブがはく離することはあっても、床ライナ自体は局所的に変形するにとどまり、損傷には至らず、健全性を維持し得ることを確認した（甲イ第三五七号証三五、三七、三八ページ、乙イ第四一号証一二、一三ページ）。他方、やはり前記三２で述べた設備等の対策を前提にＡＳＳＣＯＰＳコードを用いて床ライナの昀高温度を解析した結果、前記三３（二）（１）で述べたとおり、中小規模漏えい時には、二次主冷却系配管室の床ライナ温度が、局所的に摂氏約八四〇度になるとの評価結果が得られた。また、過熱器室及び蒸発器室の床ライナ温度が、いずれも局所的に摂氏約八五〇度になるとの評価結果が得られた（乙イ第四八号証三・一・三―九一、九三、九五ページ）。
したがって、中小規模漏えい時にも、熱的影響によってライナの健全性が損なわれるおそれはない。
（３）　現状設備について
なお、前記改善措置を前提とせず、「もんじゅ」の現状設備を対象として解析を行ったところ、床ライナの昀高温度は、大規模漏えい時には蒸発器室で摂氏約八一〇度、中小規模の漏えい時には二次主冷却系配管室で摂氏約八八〇度となった（乙イ第四八号証三・一・三―九一、九三、九五ページ、甲イ第三五七号証四ページ）。また、本件事故時に本件床ライナが経験した昀高温度（中小規模漏えい時の局所的加熱に当たる。）は、摂氏七五〇度程度と推定される（乙イ第九号証四―九ページ、乙イ第四一号証四ページ）。
被告は、現状設備のまま「もんじゅ」を運転することを予定していないが、右の各温度は、前記（１）及び（２）で述べた大規模漏えい時に蒸発器室で床ライナと
コンクリー
ト壁とが接触に至る温度（摂氏一〇〇〇度超）や、中小規模漏えい時に床ライナの健全性が保たれることを確認した温度（摂氏九〇〇度ないし九五〇度）と比べても低く、これによって、現状設備の「もんじゅ」においても、床ライナの健全性が損なわれるおそれのないことが確認できた。
（二）　床ライナの化学的影響（腐食）に対する健全性
（１）　腐食機構について
本件事故後、被告が大洗工学センターにおいて燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱを行ったところ、前者は本件事故の前半をほぼ再現したのに対し、後者では床ライナが破損し、本件事故とは異なる様相を呈した。
被告は、本件事故、燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱのそれぞれについて、事故後及び実験後の床ライナ等の堆積物の化学分析、床ライナ等の金属組織観察及び元素分析並びに材料及び付着物等のＸ線回析等を行った結果、床ライナ等の腐食減肉を支配したメカニズム（腐食機構）は、本件事故及び燃焼実験Ⅰと燃焼実験Ⅱとでは異なると考えた。すなわち、①本件事故及び燃焼実験Ⅰでは、酸化ナトリウム（Ｎａ２Ｏ）と床ライナ（Ｆｅ）とが高温で反応する「ナトリウム・鉄複合酸化型腐食」が生じ、②燃焼実験Ⅱでは、ナトリウムの燃焼に伴って部屋の温度が高温になり、コンクリート部から多量の水分が放出され、この水分により堆積物中の水酸化ナトリウムの割合が増加して溶融体となり、これに溶け込んだ過酸化ナトリウム（Ｎａ２Ｏ２）が過酸化物イオンとなって床ライナを腐食させる「溶融塩型腐食」が主に生じたものとみるのが合理的である（乙イ第一〇号証Ⅱ―一―一ページ）。右の点について、原子力安全委員会は、いずれの場合も、溶融塩が関与した腐食機構が働いたとみることが重要であるとしている（乙イ第四一号証七、八ページ）。右の見解は、燃焼実験Ⅱでは、高温の複合酸化物を含む液相が形成され、腐食機構に溶融塩が関与したと考えられるところ、本件事故及び燃焼実験Ⅰにおいても、複合酸化物が反応生成物として溶融塩を形成したと推定されることから、腐食機構の共通性に着冒するものである。これに対し、被告の前記見解は、酸素ポテンシャル、堆積物の形状、腐食断面組織、反応生成物の組成等に明確な相違があることに着目し、本件事故及び燃焼実験Ⅰは、酸化ナトリウムと鉄との反応による腐食であるの対し、燃焼実験Ⅱは、過酸化ナトリウムが鉄を腐食させる反応であるとす
るものである
（乙イ第一〇号証Ⅱ―二―二ないし一九ページ）。この点につき、原子力安全委員会は、個々の現象の支配因子や腐食過程について、被告と同様の認識及び見解に至った点も多いとするほか、被告の右推論の当否を論じるには更に科学的知見が必要であるとしているのであって（乙イ第四一号証八ページ）、被告の見解を否定するものではない。
（２）　評価方法について
ア　被告は、「もんじゅ」における床ライナの化学的影響（腐食）に対する健全性を評価する前提として、ナトリウム・鉄複合酸化型腐食及び溶融塩型腐食の各腐食速度を求める腐食減肉試験を行い、溶融塩型腐食の腐食速度は、ナトリウム・鉄複合酸化型腐食のそれに比して、五倍程度大きいとの結果を得た（乙イ第一〇号証Ⅱ―一―一、一九ないし二五ページ）。そこで被告は、床ライナの減肉量の評価を行うに当たっては、保守的・安全側の評価結果を導くため、溶融塩型腐食の発生を前提とした上で、その際の腐食速度の昀大値（九五パーセント信頼幅の上限値）を用いた。
原子力安全委員会も、被告が採用した溶融塩型腐食の腐食速度は、現段階では、空気中における各温度での昀も高い値を与えると考えて差し支えないとした（乙イ四二号証の一の三ページ）。


イ　また、溶融塩型腐食の発生には、高温で安定したプール状の水酸化ナトリウムが床ライナ上に大量に存在する条件下で、ナトリウムの燃焼によって生成された過酸化ナトリウムが常時供給され、右の水酸化ナトリウムに十分溶け込むことが必要である。したがって、溶融塩型腐食が発生するためには、①ナトリウムの供給とその燃焼（空気中の酸素との反応）が継続すること、②ナトリウムの漏えい及び燃焼によってコンクリート壁の温度が上昇し、相当量の水分が放出されること、③放出された水分によって相当量の水酸化ナトリウムが生成されることなどの条件が必要である（乙イ第四六号証一五ページ、Ｐ１１調書（二）三九ないし四二ページ）。以上のことから、「もんじゅ」においては、溶融塩型腐食の発生条件が整う可能性自体が低いと考えられる上、仮に右腐食が発生するとしても水分の放出及び水酸化ナトリウムの生成には一定の時間を要することから、漏えいの当初から右腐食が発生することは考えられない（乙イ第四六号証一五、一六ページ、Ｐ１１調書（二）三九ないし四三、四九、五〇ページ、乙ホ第三号証の一（Ｐ１２調書）七四、一六五ペ
ージ）。
しかし、被告は、「もんじゅ」における床ライナの化学的影響（腐食）に対する健全性を評価するに当たり、溶融塩型腐食の発生を仮定することに加え、①水酸化ナトリウムの生成量とは無関係に、床ライナの温度が摂氏三〇〇度に達すれば、漏えいの初期でも溶融塩型腐食が発生すると仮定する、②腐食速度についても、漏えいの初期から、前記アで述べたとおり当該温度における昀大値（九五パーセント信頼幅の上限値）で推移すると仮定する、③床ライナ温度が昀高温度を示す領域を固定し、右領域では持続的に腐食が進行すると仮定する等、およそ考え得る昀も保守的・安全側の条件を想定した（甲イ第三五七号証三七ページ、乙イ第二六号証三・一・三―七三、七四ページ、乙イ第四六号証一五ページ、乙イ第四八号証三・一・三―九〇ページ）。
（３）　評価の結果
ア　右の仮定に基づき、前記三２で述べた改善措置を前提に解析評価した結果、前記三３（二）（２）で述べたとおり、床ライナの減肉量が昀も大きくなるのは、ナトリウムの漏えい率が毎時〇・一トンの場合であり、この場合に、漏えい発生からドレン完了までの所要時間（漏えい継続時間）を四〇分として評価した結果、二次主冷却系配管室、過熱器室及び蒸発器室における各床ライナの減肉量は、二・五ないし二・六ミリメートル（上限値）となり（中央値では一・五ないし一・六ミリメートルにとどまる。）、床ライナの健全性は損なわれないことを確認した（乙イ第二六号証三・一・三―七三、七四ページ、乙イ第四八号証三・一・三―八九、九〇ページ）。
イ　なお、現状設備においては、漏えい発生からドレン完了までに八〇分（乙イ第四六号証一七ページ）を要することから、前記改善策を前提とせず、右の漏えい継続時間を前提に、溶融塩型腐食の発生を仮定する等の前記（２）で述べた保守的・安全側の条件を想定して解析を行ったところ、床ライナの減肉量が昀大となるのは、漏えい率が毎時〇・一ないし〇・〇一トンの場合であり、右漏えい率での床ライナの減肉量は、五・二ないし五・五ミリメートル（上限値）であり（中央値では三・二ないし三・四ミリメートルとなる。）、この場合であっても、床ライナに貫通孔は生じないことが確認できた（甲イ第三五七号証八、一〇ページ、乙イ第二六号証三・一・三―七四ページ、乙イ第四八号証三・一・三―九〇ページ、Ｐ１１調書（二）四七ないし五一ペ
ージ）。
また、本件事故の際のナトリウムの漏えい率は毎時約〇・二トン（三時間四〇分の間に約〇・七トンが漏えいした。）と考えられるが、漏えい直下の局所的な範囲で〇・五ないし一・五ミリメートル程度の床ライナの減肉が生じたにとどまり、これによって床ライナの健全性が損なわれるものではなかった。ウ　以上述べたとおり、被告は、昀も厳しい溶融塩型腐食の発生を仮定し、昀も保守的な評価を行った結果、ナトリウム漏えい時に漏えいナトリウムと床コンクリートとの直接接触を防止するという床ライナの機能が損なわれることのないことを確認した。
（三）　原告らの主張について
（１）　原告らは、溶融塩型腐食によって床ライナの機能が失われ、大量のナトリウムがコンクリートと接触し、ナトリウム・コンクリート反応によって施設が大規模に損壊する事故に至る旨主張するが（原告ら準備書面（四一）二ページ）、以下に述べるとおり、右主張は失当である。
（２）　すなわち、溶融塩型腐食が生じるためには、①床ライナを腐食させる過酸化ナトリウムが生成されること、及び②過酸化ナトリウムが安定して存在するために大量の溶融状態の水酸化ナトリウムが存在すること等が必要である（Ｐ１１調書（二）四一、四二、八三、一七五、一七六ページ）。ところで、大量のナトリウムが漏えいして、漏えいナトリウムが床ライナ上をプール状に覆っている場合には、多量に存在するナトリウムが、右①の水酸化ナトリウムを分解したり、あるいは右②の過酸化ナトリウムと反応し酸化ナトリウムに変えてしまうこととなるため、このような場合には、溶融塩型腐食によって、床ライナが腐食されることはない（Ｐ１１調書（二）四二ページ）。


また、前記（二）（３）で述べたとおり、保守的・安全側の解析を行ったところ、溶融塩型腐食によって床ライナに昀大二・六ミリメートルの減肉が生じると評価されたが、右減肉量が得られたのは毎時〇・〇一トンないし〇・一トン程度の小規模な漏えいの場合であり、この場合に腐食されるのは、漏えいの影響を直接受ける局所的な範囲に限られ、床ライナが全面にわたって腐食されるわけではない。さらに、右のような小規模漏えいの場合、漏えいするナトリウムの総量自体が少なく、また、漏えいしたナトリウムが燃焼してナトリウム酸化物や水酸化ナトリウムに変化しない限り、溶融塩型腐食は生じ得ない。（３）　以上によれば、溶融塩型腐食が生じた場合には、床ライナは局所的に影響を受けるにとどまり、また、この場合に、床コンクリートと反応し得る未反応のナトリウムが大量に存在する状態を想定することはできない。逆に、ナトリウムが大量に漏えいした場合には、溶融塩型腐食によって床ライナの健全性が損なわれることはない。原告らの前記主張は、右のような相違を全く無視するものであり、失当である。「もんじゅ」において、溶融塩型腐食によって大量のナトリウムが床コンクリートと接触し、施設が大規模に損壊するおそれのないことは明らかである。（４）　本件事故の際には、放射性物質の放出はなく、またそのおそれもなかった（前記二２及び３）。また、これまで述べたところによれば、水素の発生（前記三３（二）（３））、内圧の上昇（同（４））、ナトリウム漏えいの熱的影響（前記（一））及び化学的影響（前記（二））を考慮しても、本件事故の影響が、他の健全な二次主冷却二系統を含む「もんじゅ」の施設に及ぶおそれのなかったことは明らかである。
また、今後、万一、二次冷却材漏えい事故が起こった場合であっても、既に述べた改善措置を施すことから、「もんじゅ」の他の施設への影響は、十分な余裕をもって回避することができる。
３　ＡＳＳＣＯＰＳコードについて
被告は、前記２の解析をＡＳＳＣＯＰＳコード（Ｖｅｒ・２・０）を用いて行った。同コードは、「もんじゅ」建設段階に開発された原コードを改良し、大規模漏えいのみならず、中小規模漏えいをも解析できるようにしたものである（乙イ第四八号証三・一・三―一〇三、一〇四ページ、甲イ第三五七号証二、一一ページ）。中規模漏えい時の解析については、被告の大洗工学センターにおいて以前に行ったナトリウム燃焼実験との比較から、また、小規模漏えい時の解析については、本件事故後に行った燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱとの比較から、その妥当性を検証した。その結果、床ライナの局所的な温度上昇による腐食減肉が問題となる床ライナの温度に着目すると、解析結果は、ナトリウム燃焼実験における測定値とおおむね一致しており（甲イ第三五七号証二ページ）、また、燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱにおける測定値のほとんどを包絡するとともに測定値よりも高い傾向を示しており（乙イ第四八号証三・一・三―一〇六ないし一〇八ページ、甲イ第三五七号証一三ないし一五ページ）、床ライナの
温度を保守的に評価し得るものであることを確認した（甲イ第三五七号証二ページ、乙イ第四八号証三・一・三―一〇三ページ、乙イ第五一号証一六二ページ）。右の点については、原子力安全委員会も、前記ＡＳＳＣＯＰＳコードのナトリウム燃焼のモデルには、なお検討を要するところがあるものの、右モデルを用いた解析結果について、本件事故、燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱの各結果と比較・検討した結果、床ライナ温度及び温度変化の傾向がおおむね一致していることから、右解析結果に基づいて検討を進めることは可能であるとした。また、同委員会は、右解析では溶融塩型腐食（鉄、ナトリウム及び酸素が関与する界面反応による腐食）の際に発生する熱の寄与は考慮されていないが、その寄与分はナトリウムの燃焼により発生する熱量に比べて小さく、床ライナ温度に対する影響はそれほど大きくないと考えられるとした（乙イ第四一号証一二ページ）。
４　改善策の実現可能性について
原告らは、新法人に高速増殖炉開発が承継されない可能性があること、被告が予定する改善措置は、法律的、行政的、予算的裏付けのない、被告の願望に過ぎない旨主張する（原告ら準備書面（四一）四ないし八ページ）。しかしながら、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。（一）　まず、被告準備書面（一六）三二ないし六二ページで詳述したとおり、「もんじゅ」を含む高速増殖炉の研究開発は、原子カ政策円卓会議の提言、高速増殖炉懇談会の報告、これらを踏まえてされた原子力委員会の決定、いわゆる動燃改組法の成立及び内閣総理大臣による「核燃料サイクル開発機構珊の業務に関する基本方針」の策定といった一連の過程を経て、被告の昀重点業務に位置付けられており、原告らの主張のうち、これに反する部分は根拠がない（乙イ第五九号証、乙イ第六一号証、乙イ第六二号証の二枚目、乙イ第六六号証）。（二）　また、「もんじゅ」は現在運転に供されておらず、配管や温度計の一部が撤去されていることから、何らかの工事を経ない限り、これを起動して臨界状態にすることもできないが、被告は、「もんじゅ」を本件事故前の状態に復元し、現状の設備設計のままで運転を再開するということは全く予定していない（乙イ第四六号証一九ページ、Ｐ１１調書（一）五九ページ、Ｐ１１調書（二）五五、五六ページ）。
（三）　被告は、今後、更に前記三２で述べた設備等
の対策の具体化、詳細化を図り、所要の予算措置を講じた上で、原子炉等規制法及び電気事業法上の許認可を受けて、右の改善策を実現することを予定している。このような手続を経る必要があることは、その実現可能性を何ら否定するものではなく、原告らの前記主張は失当である。
５　原告昀終準備書面の主張について
（一）　はじめに


（１）　原告昀終準備書面における二次系ナトリウム漏えい事故に関する主張は多岐にわたるが、要旨、「もんじゅ」において二次系ナトリウム漏えい事故が発生する可能性があることを前提に、①速い速度で鋼材を腐食させる溶融塩型腐食が起こる可能性があること、②溶融塩型腐食によって床ライナに貫通孔が生じる可能性があること、③床ライナに貫通孔が生じた場合、ナトリウム・コンクリート反応又は水素爆発によって施設が損壊する可能性があることに整理することができる。（２）　他方、既に主張したとおり、今後運転に供される「もんじゅ」については、①事故発生防止対策を講じることによって、ナトリウム漏えいの発生自体が防止されること（前記三１）、②ナトリウム漏えいの拡大防止対策として、設備及び運転手順書の改善を行うことによって、万一ナトリウムが漏えいした場合であってもこれを的確に把握し、原子炉の運転とナトリウムの漏えいは速やかに停止されること（前記三２（一）、（二）（１）及び（四））、③ナトリウム漏えいの影響緩和対策を講じることによって、漏えいしたナトリウムの燃焼及びコンクリートからの水分の放出が抑制され、水酸化ナトリウムの生成等も抑制されること（前記三２（二）の（２）ないし（５））から、前提とされる二次系ナトリウム漏えい事故が生じるおそれはなく、また、床ライナに貫通孔が生じるおそれもないことから、原告らが主張するような、前記（１）の経過をたどる事態が生じるおそれはない。したがって、いずれの点からも、二次系ナトリウム漏えい事故の可能性を理由とする差止請求が成り立ち得ないことは明らかである。
以下、原告昀終準備書面の内容を踏まえ、必要な範囲で、原告らの主張が理由のないことを述べる。
（二）　溶融塩型腐食発生の可能性について
（１）　原告らは、「もんじゅ」においても、燃焼実験Ⅱと同様、溶融塩型腐食が起こり得る旨主張する。
しかしながら、現状の「もんじゅ」において、二次冷却系におけるナトリウム漏
えいの発生を仮定して
も、元来、溶融塩型腐食の発生条件が整う可能性自体が低いことについては前記２（二）（２）イで述べたとおりであり、証人Ｐ１１及び同Ｐ１２の各証言もこれを認めている（Ｐ１１調書（二）三九ないし四三、四九、五〇ページ、乙ホ第三号証の一（Ｐ１２調書）七四、一六五ページ）。
また、前記影響緩和対策として、窒素ガス注入設備の設置及び部屋の区画化が行われ、ナトリウム漏えいの発生後、換気が早期に停止されることから、漏えいしたナトリウムの燃焼自体が抑制される。さらに、壁及び天井に断熱構造が設置されるため、コンクリートからの水分放出が抑制されることから（乙イ第四八号証三・一・三―九三ページ図一〇）、水酸化ナトリウムの生成が抑制される。したがって、設備改善後の「もんじゅ」においては、溶融塩型腐食の発生の可能性は更に低減される。
（２）　しかしながら、現在の知見では、「もんじゅ」において、どのような条件下でも溶融塩型腐食が発生する可能性はないとまでいうことはできないことから、被告は、前記２（二）（２）で述べたとおり、昀も厳しい溶融塩型腐食の発生を想定して、ナトリウム漏えい時の床ライナの化学的影響に対する健全性の評価を行ったものである。
（三）　床ライナ貫通の可能性について
（１）　原告らの主張は、「もんじゅ」において溶融塩型腐食が起こり、これが一定時間継続することによって、鋼製の床ライナに貫通孔が生じるに至るというものである。
しかしながら、「もんじゅ」において、床ライナに貫通孔が生じる可能性はない。「もんじゅ」については、前述のとおり、万一のナトリウム漏えいの場合にも、ナトリウム漏えいの拡大防止対策及び影響緩和対策が講じられることから、溶融塩型腐食の発生自体が十分抑制され、また、ナトリウムの漏えい継続時間も短時間に抑制されるからである。
この点については、前記２（二）（２）及び（３）で述べたとおり、被告は、昀も厳しい溶融塩型腐食の発生を仮定することに加え、およそ考え得る昀も保守的・安全側の条件を想定した上で、「もんじゅ」において、ナトリウム漏えい時の床ライナの化学的影響（腐食）に対する健全性を評価した。その結果、床ライナに貫通孔が生じるといった事態は生じず、ナトリウム漏えい時にナトリウムと床コンクリートとの直接接触を防止するという床ライナの機能は損なわれないことを確認した。
これに対し、原告らは
、①被告が右の評価に用いた以上の速度で腐食が進行する可能性があり、②右評価が前提とした時間内で漏えいを停止することができない可能性があるなどとして、「もんじゅ」においても床ライナに貫通孔が生じる可能性がある旨主張する。しかし、以下に述べるとおり、いずれの主張も失当である。
（２）　腐食速度
被告は、前記評価の前提として、腐食減肉試験を行って溶融塩型腐食の腐食速度を求めた上、右試験で得られた腐食速度のうち、九五パーセント信頼幅の上限値の速度の腐食が漏えいの初期から生じると仮定して評価を行ったが、原子カ安全委員会は、右腐食速度について、「現段階では、空気中における各温度での昀も高い値を与えると考えて差し支えないと判断される」（乙イ第四二号証の一の三ページ）としており、溶融塩型腐食の発生を仮定した場合であっても、被告が評価に用いた以上の速度の腐食が生じる可能性はない。
なお、原告らは、本件事故は、低温・低湿度の冬季に発生したので床ライナに貫通孔が生じなかったが、春から秋にかけての湿分の多い外気条件下では、水酸化ナトリウムが多量に生成し、燃焼実験Ⅱと同様、床ライナに貫通孔が生じる旨主張する。被告は、気温摂氏三五度、湿度八〇パーセントという、夏季に相当する湿分量の多い雰囲気条件を部屋の初期条件として解析を行っているが（乙イ第四八号証三・一・三―八七、八八、九二、九四、九六ページ）、前記評価による床ライナの減肉量は、水酸化ナトリウム生成の多寡とは無関係に、一定の温度に達すれば溶融塩型腐食が発生するものとし、さらに、当該温度における昀大値の腐食速度で推移するものとして評価した上で、床ライナの健全性は維持されるとの結論を得たものであり、外気条件のいかんによってこれ以上の腐食速度となることはあり得ず、床ライナに貫通孔が生じる可能性はない。
（３）　漏えい継続時間
原告らは、被告が右の評価を行うに当たって、現状設備ではナトリウム漏えい発生後、漏えいが停止するまでを八〇分、施設の改善後はこれを昀大四〇分としたことについて（前記２（二）（３））、現実の事故の際にそのように手際よくいく保証はなく、本件事故時のように、漏えい停止までに三時間四〇分を要すれば、貫通孔が開くのは必然的であると主張する。
しかしながら、被告が前記評価を行うに当たって用いた漏えい継続時間は、運転


員がドレン操作を行うまでの
判断時間をも考慮した合理的なものであって、今後、漏えい監視機能の強化、運転手順書の改善、ドレン機能の強化等の改善措置を行った上で「もんじゅ」を運転に供するに当たっては、確実に、右の時間以内に漏えいは停止する。したがって、今後の「もんじゅ」の運転において、漏えいが三時間四〇分にわたって継続するということは、およそあり得ない。
なお、原告らは、大規模な破断が生じた場合、炉心の冷却を維持・継続するために、ナトリウム漏えい火災をあえて放置しなければならない事態が想定されると主張する。原告らの主張の趣旨自体が不明であるが、「もんじゅ」においては、ナトリウム漏えいが生じれば、原子炉は手動又は自動で停止され、原子炉の停止後は、一系統の補助冷却設備が作動すれば除熱を行い得るよう設計されている（前記第四の三２（二）参照）。したがって、炉心の冷却のためにナトリウムの漏えいを停止することができず、その燃焼等を放置するといった事態はおよそ想定できない。また、三系統ある二次主冷却系配管のすべてにおいて、同時にナトリウム漏えいが生じることもおよそ考えられない。
（４）　Ｐ１２証言について
原告らは、原子力安全委員会委員長の職にある証人Ｐ１２の証言（乙ホ第三号証）を挙げて、同人の証言によれば、「もんじゅ」の床ライナに貫通孔が生じるとされている旨主張する。
ア　そこで、右証言について検討するに、まず同証人は、溶融塩型腐食による鉄の腐食機構が完全に解明されていない状況にある一方、燃焼実験Ⅱにおいては床ライナに貫通孔が生じたことから、「もんじゅ」の床ライナに貫通孔が生じるかについて、可能性としては少なくとも否定できないとした。すなわち、同証人は、「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示した」のであり「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と同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すけれども、（中略）確かなことは申し上げられません」（乙ホ第三号証の一の七三、七四ページ）、「可能性としては、少なくとも否定はできません」（同七四ページ）とし、あるいは、「燃焼実験Ⅱにおいてはライナが損傷したわけで」あり、「したがって、条件によってはそういうことも起こり得るとい
うことでございますから、（中略）もんじゅの実機
で全く起こらないということは申せません。ただ、あの実験の状況等を考えますと、その可能性が非常に高いとは、私、考えません。ただし、これは私の考えでございますが、可能性はそんなに高いものではない、むしろ低いほうであろうと思います。しかしながら、（中略）これを、非常に根拠のある見通しとして、今申し上げるわけにはまだ参らないということでございます」（同一六五ページ）と述べている。同証人としては、溶融塩型腐食の腐食機構が完全には解明されていない現況下においては、「もんじゅ」において溶融塩型腐食が起こる可能性は低いとしつつも、これを完全に否定することはできないとしているものであって、積極的に、「もんじゅ」の床ライナに貫通孔が生じる具体的可能性があるとしたものではない。
イ　また、ナトリウムの漏えい継続時間の関係で、同証人は、溶融塩型腐食を前提とする評価の結果、漏えい継続時間が八〇分間の場合の床ライナの減肉量は、九五パーセント信頼幅の上限値によれば昀大五・五ミリメートルとなる（同末尾添付⑫）ことから、同じ割合で減肉すると仮定し、右の計算結果を「そのまま延ばしていけば」板厚約六ミリメートルの床ライナに貫通孔が生じる（同七九ページ）、「この計算に従えばそのようになる」（同八〇ページ）、「ここに示されたような計算をして、そのまま時間を延長すればそうなるでしょうということを申し上げている」（同八〇ページ）と述べている。
すなわち、同証人は、上限値での腐食が三時間四〇分継続すれば、計算上、床ライナは貫通するに至ることを抽象的に述べたに過ぎず、その前提となる、「もんじゅ」において漏えいが三時間四〇分にわたり継続する可能性について、具体的にこれを肯定するものではない。
ウ　したがって、同人の証言をもって、「もんじゅ」において二次系ナトリウム漏えい事故が発生した場合に、床ライナに貫通孔が生じる具体的可能性がある旨を述べたものと理解することはできないのであって、原告らの主張は、同人の証言を曲解するものである。
（５）　なお、ナトリウム漏えい時に床ライナの健全性を維持するための各種の対策については、原子力安全委員会によって、その有効性及び妥当性が基本的に確認されており（乙イ第四二号証の一の五ページ）、証人Ｐ１２の証言もこれと同旨である（乙ホ第三号証の一（Ｐ１２調書）九七、一二三、一二五、一七三ページ）。（６）　以上述べたとおり、溶融塩型腐食の発生が抑制され、ナトリウムの漏えいが確実に早期に停止されることから、「もんじゅ」において、床ライナに貫通孔が生じてその健全性が損なわれるおそれはない。
（四）　ナトリウム・コンクリート反応について
原告らは、床ライナが貫通すれば、多量のナトリウムとコンクリートとが接触し、ナトリウム・コンクリート反応によってコンクリートが強度を失い、あるいは水素爆発が生じる旨をるる主張する。しかしながら、既に述べたとおり、「もんじゅ」において、床ライナに貫通孔が生じてその健全性が失われるおそれはなく、したがって、ナトリウムとコンクリートとの直接接触により、ナトリウム・コンクリート反応や水素爆発が起こることはそもそもあり得ない。（１）　原告らの主張には、ナトリウムとコンクリートとが接するに至れば、直ちに施設が損壊して破局に至るかのごとき部分があるが、その内容は、自ら提出した書証にも矛盾する。そこで、原告らの提出に係る海外のナトリウム・コンクリート反応に関する書証について、以下の点を指摘しておくこととする。ア　ドイツ・カールスルーエの実験（甲イ第三五〇号証の二）は、円柱状のコンクリート試験体の上部に鉄製の環（ｃｏｌｌａｒ）を取り付けてナトリウムをため、昀大九時間にわたって、燃焼するナトリウムとコンクリートとを全面的に接触させたものである。右の実験では、鉄製の環は破壊されたとされるものの、コンクリート試験体が損壊したとの結果は示されていない（同号証二ページ）。また、右書証には、自立的なナトリウム・コンクリート反応が生じればコンクリートの構造を破壊し、その機械的強度を失わせるであろうとの見解が示されているが（同号証二、三ページ）、右は、右実験の結果に基づくものではなく、一般的な考察を述べているのであって、ナトリウム・コンクリート反応によりコンクリートが破壊される具体的可能性について言及したものではない。


したがって、右実験の結果から、ナトリウム・コンクリート反応によって「もんじゅ」の施設が損壊する可能性が肯定されるということにはならない。イ　アメリカ・ハンフォードの実験（甲イ第四一〇号証の二）は、コンクリート試験体とナトリウムのプールとが鉄製ライナによって垂直に仕切られる状態を作り、ライナにスリットと穴を設け、これを通じてプールのナトリウムがコンクリートと接し得るようにしたものである。この際、コンクリートとライナを密着させたものと、コンクリートとライナとの間に約六・四ミリメートルの隙間を設けたもの（スリット等から流入したナトリウムはコンクリートと全面的に接する。）について実験を行い、前者についてはナトリウムを摂氏約七五〇度に加熱して一九時間実験を継続し、後者についてはナトリウムをその沸点である約八八〇度まで加熱して三時間実験を継続したというものである。
この実験の際に、鉄製ライナのスリット等の周辺が激しく腐食したこと、ナトリウム・コンクリート反応によって水及び水素が発生したことが認められる（同号証四ページ）。しかしながら、右の実験は、コンクリートと接触するナトリウムの量、温度、時間のいずれの点でも、実際の「もんじゅ」ではおよそ想定し得ないような過酷なものである。また、右のような実験においてもなお、コンクリートの侵食は小さいと評価され（侵食深さは昀大三・二センチメートル、侵食速度は昀大〇・二一センチメートル毎時であった。）、コンクリートにひびが入ることはなかったとされている（同号証四、五ページ）。
したがって、右の実験の結果は、ナトリウムとコンクリートとが接触するに至れば、直ちに施設が損壊して破局に至るとの結論を導くものではない。（２）　なお、原告らは、ナトリウム・コンクリート反応によって水素が発生し、水素爆発によって「もんじゅ」の施設が損壊する旨をるる主張する。しかしながら、「もんじゅ」において床ライナの健全性が損なわれることはないから、ナトリウム・コンクリート反応によって大量の水素が発生する可能性のないことは明らかである。
前記三３（二）（３）で述べた水素の発生は、主として漏えいしたナトリウムが、空気中の水分と反応することによるものであって、ナトリウムとコンクリートとの接触によるものではない。また、右反応によって生じる水素発生量が燃焼限界値以下であれば、水素の蓄積燃焼による爆発が生じるおそれはない。この点に関する原告らの主張は理由がない。
（五）　以上のとおり、「もんじゅ」において、二次系ナトリウム漏えい事故によって施設が損壊するに至る旨の原告昀終準備書面における主張は、すべて失当である。
６　原告らの主張についてのまとめ
以上のとおり、本件事故に関し、設備の不備又は安全設計の欠陥によって被告が
その拡大を防止し得な
かったとする原告らの主張、及び漏えいしたナトリウムの熱的、化学的影響によって「もんじゅ」施設の健全性が失われ、重大な事故に至る可能性がある旨の原告らの主張は、いずれも理由がないことは明らかである。
五　まとめ
本件事故は、原告らの生命・身体に何らの影響を及ぼすものではなく、また、その危険もないものであった。
被告は、本件事故を踏まえた検討の結果、漏えいしたナトリウムによる熱的、化学的影響に対する健全性、水素発生量、内圧等の関係で、「もんじゅ」は、現状設備のままでも安全性が確保されていることを確認し、さらに、改善措置を講じることによって、より安全性を向上することができることを明らかにした。そして、今後運転に供される「もんじゅ」は、このような改善が施されたものである。本件事故自体が、原告らが主張する差止請求の根拠となり得ないことは明らかであるし、また、これに関連してるる主張する点も、右の「もんじゅ」の安全性を左右するものではない。
第六　事故発生の危険性に係る原告らの主張が理由のないことについて原告らは、「もんじゅ」において、原告らの生命及び身体に危害を及ぼすような様々な事故が発生するおそれがあると主張する。しかし、原告らが指摘する点は、「もんじゅ」においてはそもそも問題にならないか、あるいは既に被告において十分な対策を講じているものである。原告らの主張は、いずれも具体性に乏しく根拠が明らかでないのみならず、「もんじゅ」の事故防止対策等が存在しないことを前提にするか、あるいは全く機能しないものとして、これを無視することなくしては成立し得ないものである。
被告がこれまで述べたとおり、「もんじゅ」では十分な事故防止対策等が講じられており、原告らの主張が失当であることは既に明らかというべきであるが、本項では、念のため、原告らの主張を幾つか取り上げて、その誤りを指摘しておくこととする。
一　反応度事故について
原告らは、「もんじゅ」には、①炉心特性が不安定である、②ドップラ効果が弱く有効でない、③冷却材の沸騰により生じるボイド反応度が正である、といった性質があるとして、炉心に正の反応度が投入された場合、原子炉の出力が急上昇する反応度事故が生じるおそれがあり、また、チェルノブイル事故や米国のＥＢＲ―Ｉ等の海外の高速増殖炉において発生した反応度事故と同様の事故が、「もんじゅ」
において
も発生するおそれがある旨主張し（訴状二八〇、二九三ないし二九七ページ、原告ら準備書面六の二八ないし三〇ページ、同一五の四一ないし六三ページ、同（二八）の第一章第二の一）、甲イ第一七七号証一一、一二、一九ページ、甲イ第一九〇号証四ページ、甲イ第二〇九号証一ページなどにはこれに沿う記載があり、同旨の証言（Ｐ５調書（二）五丁裏ないし一七丁裏及びＰ１０調書（一）九丁裏ないし二五丁裏）もある。
しかしながら、被告は、以下に述べるとおり、「もんじゅ」について、炉心特性において固有の安全性を有するよう炉心設計を行い、設備設計上も、異常な反応度投入を防止する十分な対策を講じている。また、原告らが指摘する事故例についても、その原因を踏まえ、設備設計上十分な事故防止対策を講じている。したがって、「もんじゅ」において反応度事故が生じるおそれはなくも原告らの前記主張は失当である。
１　「もんじゅ」における反応度投入事象に対する事故防止対策被告は、多重防護の考え方に基づき「もんじゅ」に対し、十分な事散防此対策を講じ、その安全を十分に確保している。この点については、既に前期第四で述べたところであるが、以下、異常な反応度投入を防止する対策について、詳述することとする。
（一）　炉心特性における固有の安全性


（１）　原子炉の反応度とは、核分裂の連鎖反応による中性子の発生数と消滅数との平衡が保たれている状態（臨界状態）からのずれの量であり、反応度が正の場合には原子炉出力が上昇し、これが負の場合には下降する。また、反応度の値が大きいほど右上昇又は下降の速さは大きくなる。反応度は、燃料温度、炉心支持板温度、構造材温度、冷却材温度等の変動によって変化し、その変化の割合を定量的に表したものを反応度係数という（反応度係数には、①ドップラ係数、②燃料温度係数、③炉心支持板温度係数、④構造材温度係数、⑤冷却材温度係数等がある。）。「もんじゅ」は、その炉心設計上、右各反応度係数のうち、①ドップラ係数、②燃料温度係数及び③炉心支持板温度係数はいずれも負の値を、④構造材温度係数及び⑤冷却材温度係数はそれぞれ正の値を示す。そして、「もんじゅ」においては、右④及び⑤が示す正の値は、右①ないし③が示す負の値に比べて極めて小さいことから、右各反応度係数を単位出力当たりの反応度変化に換算、総合（合計）して得
られる「もんじゅ」の出力
係数は、低出力領域を含むすべての運転範囲において、常に負の値となる。すなわち、「もんじゅ」の原子炉は、後述のとおり、ドップラ効果の有効な働きにより、予想されるすべての運転範囲で急速な固有の負の反応度フィードバック特性を有しており、原子炉の出力が何らかの原因で異常に上昇して燃料温度等が上昇した場合、核分裂が抑制され、出力上昇が抑えられる性質（固有の自己制御性）を有している（乙イ第二号証二五ページ、乙イ第六号証八―三―二六、五三ページ、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））九丁裏、一〇丁表）。このことは、「もんじゅ」の安定した運転を確保する上で重要である（前記第四の二３（一）（１）、乙イ第七号証一二ページの指針一三及び二九ページの右指針の解説）。ドップラ効果の内容については前記第四の二３（一）（１）で述べたとおりであるが、「もんじゅ」におけるドップラ係数は大きな負の値を示し、各反応度係数の中で支配的である。ドップラ効果は、燃料の温度が変化すればほぼ瞬時に現れるので、仮に、運転中に何らかの原因により正の反応度が異常に投入され、燃料の温度が上昇したとすれば、ドップラ効果の急速かつ有効な働きにより、出力の異常な上昇が抑制される（乙イ第六号証八―三―二六、二七ページ、乙イ第七〇号証五ページ、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））八丁裏ないし九丁裏）。（２）　また、運転中の原子炉は、核分裂によって新たに発生する中性子の数と、燃料や構造材に吸収されるなどして原子炉内から消滅する中性子の数とが釣り合って、原子炉内の中性子数が一定に保たれるよう、制御棒によって制御されている（Ｐ２２調書（一）一八丁表ないし一九丁裏）。核分裂で発生する中性子は、①分裂の直後に発生する即発中性子と、②それより平均的に一〇秒程度遅れて発生する遅発中性子とから成るが、即発中性子のみによる核分裂連鎖反応では原子炉内の中性子数は一定に維持されず、遅発中性子が加えられて初めて中性子数が一定に保たれることで、原子炉出力は維持される（乙第二号証四一、四二ページ、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））二〇丁裏、二一丁表）。また、反応度の投入に伴う原子炉出カの変動の仕方は、遅発中性子発生割合に対する反応度投入量の比の大きさによって決まり、右の比が同じであれば、原子炉出力を上昇、又は下降させる程度
は、軽水炉、高速増殖炉を問わずほぼ同じと
なる。このため、高速増殖炉においても、反応度投入量を右割合に見合うように設定することにより、軽水炉と同様に、原子炉出力を制御することができる。したがって、「もんじゅ」の遅発中性子発生割合が軽水炉の半分程度であることは、原子炉の制御上の困難をもたらすものではなく（乙イ第四号証一六、一七ページ、乙イ第六号証八―三―五三ページ、Ｐ９調書（二）一五丁表、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））二〇丁裏ないし二二丁表）、また、前記第四の二３（二）（２）で述べたように、「もんじゅ」の即発中性子の寿命が軽水炉のそれに比べて短いことが、「もんじゅ」を安定して制御する上で支障となるものでもない（乙イ第四号証一六、一七ページ、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））二〇丁裏）。（３）　以上述べたとおり、「もんじゅ」は、原子炉として、固有の自己制御性を有しており、異常状態の発生は未然に防止される。
したがって、「もんじゅ」が不安定な炉心特性を有するとともに、ドップラ効果が有効ではない旨の原告らの主張は失当である。
（二）　異常な正の反応度の投入防止策
「もんじゅ」の原子炉は、前述のとおり、固有の自己制御性を有しているが、被告はこれに加え、正の反応度が異常に投入されることのないよう、「もんじゅ」の設備設計上、十分な対策を採っている。
原告らは、燃料スランピング（何らかの原因により燃料ペレットが燃料被覆管内で下方に密に詰まること。）や燃料集合体の変形、あるいは制御棒の急速引抜きによって炉心に異常、過大な反応度が投入され、反応度事故が生じる旨主張する（原告ら準備書面一五の四八ないし五五、五八ないし六一ページ）。しかし、「もんじゅ」においては、右の事象の発生を防止し得るよう十分な対策が講じられており、原告らの右主張は失当である（冷却材の沸騰により生じるボイド反応度に関係する部分については、後記（四）で述べる。）。
（１）　燃料スランピングについて
「もんじゅ」の燃料ペレットは、その健全性の確保について述べたとおり（前記第四の二１（二））、運転中に溶融するおそれはない。したがって、燃料ペレットの溶融を原因として、燃料スランピングが生じるおそれはない。また、「もんじゅ」では、①燃料ペレットは、プルトニウム・ウラン混合酸化物粉末をプレス成形し、約八五パーセント理論密度になるように焼結しているが、そ
の製造に際しては


、化学分析や寸法及び外観検査等を行い、使用される燃料ペレットに破損等が生じないようにしていること、②燃料被覆管を高精度で製作して、燃料ペレットと燃料被覆管との間に必要以上に間隙が生じないようにしていること、③燃料集合体の運搬及び取扱時に燃料ペレットに破損が生じないよう、燃料ペレットをプレナムスプリングにより押さえて動かないようにしていること等の対策を講じていることから、燃料ペレット及び燃料被覆管の各製造上の瑕疵等が原因となって、燃料スランピングが生じるおそれもない（乙イ第六号証八―三―四、五、一一、一〇―三―七ページ、乙ホ第二号証の一（Ｐ８調書（一））二一丁表）。なお、被告は、安全評価において「燃料スランピング事故」の解析をしているが、これは、反応度がステップ状に投入された場合の原子炉出力の変化等、炉心の応答特性を分析し、基本設計の妥当性を確認するための物理モデルとして想定したものにすぎず、工学的にそのような事故が生じることを想定したものでないことはいうまでもない（乙ホ第二号証の一（Ｐ８調書（一））一一丁表、一二丁表、一八丁裏ないし一九丁裏）。
したがって、「もんじゅ」において燃料スランピングが生じるおそれはなく、これを原因として反応度事故が生じる旨の原告らの主張は、前提を欠き理由がない。
（２）　燃料集合体の変形について
原告らは、燃料集合体の変形、湾曲によって正の反応度が投入され、反応度事故に至ると主張する。
燃料集合体は、燃料要素やこれを収納するラッパ管等から成るが、前記第四の二１（四）で詳述したとおり、「もんじゅ」のラッパ管は、熱的影響や地震等の外力によって過大な変形、湾曲が生じることのないよう、熱的、機械的荷重に十分耐える強度を有しており、支持構造、固定方法についても十分考慮している。また、「もんじゅ」の燃料要素についても、後に述べるＥＢＲ―Ｉの事故例も踏まえ、過大に変形することを防止し得る構造としている。
したがって、燃料集合体又は燃料要素の過大な変形等が生じるおそれはなく、これを原因として反応度事故が生じる旨の原告らの主張は理由がない。
（３）　制御棒の異常な引抜きについて
制御棒の異常な引抜きがあると、炉心に大きな正の反応度が投入される。しかし、「もんじゅ」の制御棒駆動機構については、①制御棒の駆動モータに速
度制限回路を設ける、②運転員が複数の制御棒
を同時に引き抜くことを阻止するインタロックを設ける、③運転員が制御棒を引き抜こうとする場合、当該制御棒と他の制御棒との相互位置偏差（制御棒相互の引抜きの程度の差）を自動的に監視し、右相互位置偏差が設定値に達すると警報を発し、当該制御棒を連続的に引き抜くことを阻止するインタロックを設ける、④制御棒の引抜き中に原子炉の出力が異常に上昇し、炉心の中性子束レベル等が設定値より高くなると警報を発し、制御棒のそれ以上の引抜きを阻止するインタロックを設ける（中性子束レベル等が更に高くなると、原子炉は緊急自動停止する。）等の対策を講じている（乙イ第二号証二六ページ、乙イ第四号証四二ページ、乙イ第六号証八―三―一六、一八、八―九―一八、一九、二一、二二、一〇―二―二、六、一〇―三―二ページ）。
したがって、「もんじゅ」において、制御棒の異常な引抜きが生じることはなく、これを原因として反応度事故が生じる旨の原告らの主張は失当である。（三）　異常な正の反応度投入時の異常状態拡大防止策「もんじゅ」においては、仮に何らかの原因により正の反応度が異常に投入されたとしても、前記第四の三２（一）で述べた原子炉緊急停止装置が急速に作動して原子炉は速やかに自動停止し、右異常状態の拡大は確実に防止される。すなわち、正の反応度が異常に投入され、原子炉出力が異常に上昇した場合には、安全保護系が、「出力領域中性子束高」、「広域中性子束高」、「出力領域中性子束変化率高」等の原子炉トリップ信号を発し、これによって原子炉停止系が作動して制御棒を急速に炉心に挿入する。また、冷却材の温度が異常に上昇した場合には、「原子炉容器出口ナトリウム温度高」のトリップ信号も発せられる（乙イ第六号証八―三―一五ないし一八、八―九―二四ないし二九、四二ページ）。安全保護系及び原子炉停止系から成る原子炉緊急停止装置が、多重性、独立性を有し、確実に原子炉を停止することのできる信頼性の高い設備として設計、設置されていることについては、前記第四の三２（一）で詳述したとおりである。
（四）　ボイド反応度について
「もんじゅ」において、炉心の冷却材中に気泡（ボイド）が発生した場合、計算上、炉心中心付近で正の反応度が投入される（すなわちボイド反応度が正である。）ことは、前記第四の二３（一）（３）で述べたとおりである。
原告らは、「もんじゅ」にお
いて、出力が上昇してナトリウムの温度が上昇すると気泡が発生し、大きな正のボイド反応度が生じて出力が更に上昇して出力暴走事故・炉心崩壊事故に至る旨主張し、また、大量の気泡が炉心を通過する場合も同様である旨主張する（原告ら準備書面一五の五二ないし五五、六二、六三ページ、同（二八）第一章第二の一）。しかし、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。（１）　「もんじゅ」には、前記（二）で述べた十分な対策を講じているから、正の反応度が異常に投入されるおそれはなく、したがって、異常な正の反応度の投入を原因として、原子炉出力や冷却材温度が上昇することもない。ナトリウムの沸点は大気圧下で摂氏約八八〇度であり、運転時の冷却材の昀高温度（摂氏約六五九度）に対し二〇〇度以上の裕度を有している（乙イ第六号証八―三―五六ページ、Ｐ９調書（一）二七丁裏、二八丁表、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））一一丁表ないし一五丁裏）。
また、前記（三）で述べたとおり、何らかの原因によって原子炉出力の異常な上昇又は冷却材温度の異常な上昇があれば、原子炉緊急停止装置が作動して、原子炉は速やかに緊急停止する。
したがって、「もんじゅ」においては、予想されるすべての運転範囲において冷却材ナトリウムの温度が沸点に達し、沸騰することはない。（２）　次に、前記第四の二１（三）で詳述したとおり、「もんじゅ」においては、炉心への冷却材の安定した供給が確保され、炉心内の各燃料集合体の発熱量に見合った冷却材の流量が配分され、さらに、冷却材の流路閉塞が生じることのない構造を採用している。


したがって、「もんじゅ」において、冷却材の流量減少や流路閉塞によって冷却材温度が局所的に上昇し、冷却材が沸騰して気泡が発生するおそれもない。（３）　また、原子炉容器のナトリウム液面の直下に波立ちを防止する板（デイッププレート）を設置し、ナトリウム液面と接する原子炉カバーガスが冷却材に巻き込まれることを防止するとともに、冷却材中に混入した気泡を排出し得る設備（ガス抜き孔等）を設けている（第一二図参照。乙イ第六号証八―三―一三、一〇―三―一〇ページ、Ｐ９調書（一）二八丁表ないし二九丁表、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））一六丁表ないし一八丁裏）。
したがって、「もんじゅ」においては、巻き込まれたカバーガスが炉心を通過す
ることにより、正の反応
度が異常に投入されるおそれはない。
（４）　なお、原告らは、一次主冷却系の循環ポンプから原子炉容器入口ノズルに至る間の高所にある配管が破断した場合には、右破断箇所から外気が配管内に入り込み、ひいては気泡が炉心を通過する事故となる旨主張する（原告ら準備書面二六の第二の三４）。
しかしながら、前記第四の二２で述べたとおり、「もんじゅ」においては、右配管を含む原子炉バウンダリの健全性が損なわれることがないよう十分な対策を講じていることから、一次主冷却系の配管が破断に至ることはない（乙イ第六号証一〇―三―二五、一〇―四―一〇ページ、乙ホ第二号証の一（Ｐ８調書（一））八三丁裏ないし八五丁表）。万一配管に亀裂が生じ、外気が右破損個所から配管内に侵入したとしても、右の程度の破損が生じれば、ナトリウムが大量に漏えいして当該系統のナトリウムの循環は停止されることから、外気が侵入して生じた気泡が、配管内に存在する数メートルにも及ぶ深いナトリウムの層を通って炉心に入り込むことはない。また、ナトリウムの漏えいが生じると、前記第五の三２（一）及び（四）で述べたとおり、原子炉は手動又は自動で停止するから（乙イ第六号証一〇―三―二五ページ）、気泡が原因となって原子炉の出力が異常に上昇することはない。（５）　以上のとおり、「もんじゅ」において、炉心に正のボイド反応度が投入されて反応度事故に至るおそれはなく、原告らの前記主張は失当である。
（五）　チェルノブイル事故について
原告らは、ソ連（現ウクライナ）のチェルノブイル原子力発電所の四号炉において、燃料が溶融し大量の放射性物質を環境に放出した事故が発生したことをもって、「もんじゅ」においても同様な反応度事故が起こる旨主張し（原告ら準備書面四の二五、二九、三〇ページ、同六の二一ページ同（七）三〇ないし三四ページ、同一五の二五ないし六八ページ、同二二の第二の二２、同（二八）の第一章第三）、甲イ第一九〇号証四、五ページにはこれに沿う記載がある。しかしながら、液体金属冷却高速増殖炉である「もんじゅ」と黒鉛減速軽水冷却沸騰水型炉であるチェルノブイル四号炉とでは炉型や設計が全く異なり、そもそも比較の対象として適切でない（乙イ第四号証四四、四五ページ）。右事故との関係では、チェルノブイル四号炉は、①炉心にボイドが存在する沸騰
水型の炉であることからボイド係数が存在
し、かつ、②炉心設計上、ボイド係数が大きな正の値であり、特に低出力運転時には、ドップラ係数等を総合した出力係数も正であったことが重要である。これに対し、「もんじゅ」においては、①前記四で述べたように、すべての運転範囲において炉心にボイドが生じることはなく、したがってボイド係数は存在しない。また、②前記６（一）（１）で述べたとおり、低出力状態を含めた予想されるすべての運転範囲において出力係数は負であり、急速な固有の負の反応度フイードバック特性を有している。
また、チェルノブイル四号炉については、緊急停止のための制御棒の挿入に約一八秒を要するといった同炉の原子炉緊急停止装置の能カの問題があるため、常に一部の制御棒を炉心内に挿入しておく必要があったにもかかわらず右制御棒の引抜き制限するための対策が採られていなかったことを指摘し得るが、「もんじゅ」の原子炉緊急停止装置は、一・二秒以内に制御棒を炉心に挿入することができ、また、原子炉の緊急停止能力を確保するために、チェルノブイル四号炉のように一部の制御棒を炉心内に挿入しておかなければならないといった必要は、そもそもない（乙イ第六号証八―三―一六、一七、八―九―一八、一九、二一、二二ページ）。したがって、チェルノブイル事故が発生したことをもって、「もんじゅ」においてこれと同様の反応度事故が起こるとすべき理由は何ら存在しない（詳細は、被告準備書面（九）一六ないし二八ページ、同（一〇）で述べた。）。
２　海外の高速増殖炉における反応度事故等の反映
被告は、「もんじゅ」に対して、以下に述べるとおり、先行する海外の高速増殖炉での燃料溶融事故等の原因を踏まえ、十分な事故防止対策を講じている。したがって、海外の高速増殖炉の事故例と同様の事故が「もんじゅ」において発生し、反応度事故に至るおそれがあるとする原告らの前記主張は失当である。
（一）　ＥＢＲ―Ｉの燃料溶融事故について
（１）　事故の概要（乙イ第七六号証三一ないし三三ページ、甲イ第四六号証）ア　ＥＢＲ―Ｉは、米国アイダホ州の国立原子炉試験場にある小型の高速実験炉（熱出カ一一〇〇キロワット、電気出カ二〇〇キロワット）であり、炉心は四回（マークⅠからマークⅣまで）にわたり取り替えられ、その間、多くの実験が行われた。
イ　マークⅡ炉心（ウランとジルコニウムの合金燃料を、オーステナイト系ステンレス鋼
製被覆材で被覆した燃料によって構成された炉心。なお、「もんじゅ」と異なりラッパ管はなく、ワイヤスペーサは取り外されていた。）での運転において、炉心の温度がある温度以上に上昇すると温度係数が正になり、炉心に正の反応度が入ることが判明したことから、一九五五年（昭和三〇年）一一月二九日、その原因を解明するために各種の試験が行われた（なお、右の原因は、後日、高温になると燃料要素が湾曲するためであるとされた。）。


右試験では、故意に二つの原子炉安全系（出力急上昇時に機能するスクラム、及び一次冷却材流量が少ないと原子炉を起動できないようにするインタロック）を外した上で原子炉の出力上昇操作を行い、出力上昇に伴って温度係数が正になり、更に出力が上昇して炉周期が一秒になった時点で、試験担当者が口頭で運転員に急速スクラム（制御棒の急速挿入による原子炉の緊急停止）を指示したところ、運転員は誤って低速スクラム（制御棒の通常速度での挿入による原子炉の停止）ボタンを押した。試験担当者は直ちに急速スクラムボタンを押したが、この間の時間遅れが約二秒あったことから、出力が急上昇し、燃料溶融事故が発生した。ウ　右事故後、原子炉は約二年間かけて除染された上で、炉内の修理改造等が行われてマークⅢ炉心に取り替えられ、運転が再開された。マークⅢ炉心では、燃料要素の湾曲が起きないよう、ワイヤスペーサを燃料要素にらせん状に巻き付けるとともに、燃料要素を六角形のラッパ管内に収める等の改良が行われた。右改良により、マークⅡ炉心のように炉心の温度の上昇に伴い温度係数が正となることはなくなった。右事故の発生及びその後の右改良を契機として、現在の高速増殖炉の燃料設計の基本が確立された。
（２）　「もんじゅ」における事故防止対策
「もんじゅ」においては、ＥＢＲ―Ｉで生じたような燃料溶融事故が生じ得ないことは、以下に述べるとおり明らかである。
ア　「もんじゅ」は高速増殖炉の原型炉であり、ＥＢＲ―Ｉのように高速増殖炉の開発初期に、その特性の研究を目的として自由に試験を行うことができた小型の原子炉実験施設とは異なる。
「もんじゅ」においては、ＥＢＲ―Ｉのように、故意に安全保護系を切り放した運転や、試験担当者が中央制御室で運転員に直接指示するような運転はあり得ない。運転については、事前に十分検討された運転計画に基づいて、十分な運転技能を有する運転員が、適正な運転手順書に従って行う（乙イ第六号証五―四、五、八―一五―一ページ、乙イ第四八号証三・四・三―四ページ、乙イ第七九号証五、二四ページ）。
イ　また、前記１（二）（３）で述べたように、運転員が複数の制御棒を引き抜こうとした場合でも、これを阻止するインタロックなどが設けられている。これによって異常状態の発生は未然に防止されるとともに、仮に何らかの原因によって異常が発生したとしても、前記１（三）で述べたように、異常状態は早期に検知され、原子炉緊急停止装置によって原子炉は安全に自動停止する。ウ　さらに、「もんじゅ」においては、前記第四の二１（三）（２）及び（四）で述べたように、炉心設計上、改良後のＥＢＲ―Ｉと同様、燃料要素の外周にワイヤスペーサを設けて相互の接触を防止し、さらに燃料要素を六角形のラッパ管の中に入れ、燃料要素が過度に変形することを防止するとともに、軸方向には自由に膨張できる構造としている（第四図参照。乙イ第六号証八―三―五ページ、乙ホ第一号証の一（Ｐ６調書（一））二七丁裏、二八丁表）。したがって、前記１（二）（２）で述べたとおり、「もんじゅ」においては、燃料要素の過度の変形によって正の反応度が投入され、燃料溶融等に至るおそれはない（乙イ第七六号証三二、三四ページ）。
（二）　エンリコ・フェルミ炉の燃料溶融事故について（１）　事故の概要（乙イ第七六号証四一ないし四三ページ、甲イ第四七号証、Ｐ９調書（七）二〇丁裏ないし二五丁表）
ア　エンリコ・フェルミ炉は、米国ミシガン州の電力会社（デトロイト・エジソン社）及びメーカ連合体が設置した、金属ウラン燃料を用いたループ型高速炉（熱出力二〇万キロワット、電気出力六万六千キロワット）である。一九六三年（昭和三八年）八月に臨界に達し、以降、試験運転を続けていたが、一九六六年（昭和四一年）一〇月に燃料溶融事故を起こし、約四年間運転を停止した。イ　右事故は、原子炉容器底部中央のステンレス鋼製のフローガイドに、ネジで固定されていた六枚のジルコニウム製カバー（厚さ一ミリメートル）のうちの一枚が、流力振動によりはく離して燃料集合体の冷却材入口を閉塞し、これによって燃料集合体の冷却材流量が低下し高温となったことによるものである。ウ　右事故後、エンリコ・フェルミ炉では、同種の事故の再発を防止するため、以
下の四点の事故防止対
策を講じた。
①　ジルコニウム製カバーの必要性を再検討した結果、不要と判断し、右カバーをすべて取り外した。
②　異物による流路開塞を防止するため、各燃料集合体下端に突起物を取り付けた。
③　燃料の破損を早期に検出するため、新たに応答の早い遅発中性子検出器を取り付けた。
④　運転員が異常状態を迅速に認識できるように、炉心の反応度、燃料集合体の冷却材出入口温度差、燃料破損検出器信号等の異常を検知して警報を出すシステムを取り付けた。
なお、エンリコ・フェルミ炉は、右各対策を講じた上で、一九七〇年（昭和四五年）七月に運転を再開し、その後、定格出力運転を達成した。
（２）　「もんじゅ」における事故防止対策
「もんじゅ」において、エンリコ・フェルミ炉で生じたような燃料溶融事故が生じ得ないことは、以下に述べるとおりである。
ア　「もんじゅ」では、原子炉容器内の構造物でボルト締めを要する部分については、ボルト締め後、溶接する等の脱落防止処置を施していることから、構造物が破損、脱落するおそれはない（乙イ第四八号証三・四・三―四ページ、Ｐ９調書（七）二九丁表）。
イ　また、「もんじゅ」では、前記第四の二１（三）（２）で述べたように、炉心燃料集合体の冷却材入口部分（エントランスノズル）に多数の冷却材流入孔（オリフイス孔）を設け、冷却材流路を多重化することで、冷却材流路の閉塞を防止し得る設計としているから、部品の脱落等により冷却材の流路が閉塞し、燃料溶融事故に至るおそれはない（第一二図参照。乙イ第六号証八―三―五ページ、乙イ第七六号証四二、四三ページ、甲イ第四七号証、Ｐ９調書（七）二九丁表ないし三〇丁表）。