そして、「炉心崩壊事故」については、前記（一、２ないし４）のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設に所要の事故防止対策が講じられていることを確認しており、これらの事故防止対策を前提とする限り、本件原子炉施設において「炉心溶融」や「出力暴走」が起こるとはそもそも考えられないから、本件原子炉施設について、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価において起因事象として想定された「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」及び「制御棒異常引抜時反応度抑制機能喪失事象」（これらが「炉心崩壊事故」につながる可能性のある事象であ
る。）の事象選定が不合理であるとはいえない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（３）　原告らは、「炉心崩壊事故」を位置づけの極めてあいまいな「技術的には起こるとは考えられない事象」として取り扱い、その解析評価において「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」と同様の保守的な解析条件を置いていないことは不合理である旨主張する。
この点、前記（一、１、（四）、（３））のとおり、本件安全審査の「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は、ＬＭＦＢＲの運転実績が僅少であることから、評価の考え方」に基づいて、「事故」より更に発生頻度は低く、その発生頻度は無視し得るほど極めて低いが、炉心が大きな損傷に至るおそれがある事象を選定し、この事象とこれに続く事象経過に対する防止対策どの関連において、放射性物質放散に対する障壁の抑制機能を評価するため、原子炉施設の深層防御の観点から行うものであり、そして、弁論の全趣旨によれば、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価に当たっては、「事故」の範囲を超えるより厳しい事象（機器の多重故障等を仮定して初めて発生が想定できる発生頻度の小さい事象）の中から代表的なものを想定して、その起因事象の発生以降の事象経過をできる限り忠実に評価することとし、「評価の考え方」にいう「防止対策」のうち、事象経過の中で作動が期待できると判断するに足りる十分な根拠のある設備については、その作動を考慮した上で、放射性物質の放散が適切に抑制されることを確認することが認められる。
右から明らかなように、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は、軽水炉には要求されておらず、本件原子炉施設のようなしＬＭＦＢＲについてのみ、その運転実績が僅少であることにかんがみて要求されるものである上、本件原子炉施設においてその発生を想定し難いことは、事故防止対策に係る安全設計並びに「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析評価によって既に確認されたということができるのであるから、「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価は、その起因事象の選定の段階において、必然的に、機器の多重故障等の大きな保守的仮定が含まれることになる。そうすると、右起因事象に組み合わせる評価条件については、更に保守性を考慮しないとしても、また、解析評価に使用す
るモデル
及びパラメータについて、昀も確からしいものを用いた解析を行って事象経過を忠実にたどることとしても、不合理とはいい難く、かえって、「防止対策」との関連において、本件原子炉施設の安全余裕が確認できるほか、「事故」の範囲を超えるか否かや、事故シナリオが飛躍的に変化して、例えば再臨界を引き起こすような仮想的炉心崩壊事故に至り、周辺公衆に対する放射線被曝のリスクが急増することに至らないことを確認することも可能となり、評価結果の多面的活用にも道が開かれるということができる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（三）　「１次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価について
（１）　配管の破損位置について
原告らは、「一次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価において、配管の破断位置を原子炉容器の入口ノズル部としているが、配管の破断はどこで起きるか予測できないので、ガードベッセルに覆われていない部分における破断を仮定すべきであるから、右想定は不合理であり、本件原子炉施設においてこれを超える事故が起こり得る旨主張する。
しかし、「一次主冷却系配管大口径破損事象」とは、原子炉出力運転中に一次主冷却系配管に大規模な破断が生じ、一次冷却材が流出するという仮定上の事象であるが、その評価に関し、その破断位置をどう仮定するかについては、炉心を冷却する能力を評価する観点から、破断によって炉心内のナトリウムの温度が昀も高くなるような位置を仮定するのが望ましいということができる。そして、乙一六・一〇―四―一三頁及び乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）八七丁表ないし八八丁表によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の一次主冷却系配管の原子炉容器入口ノズル部、一次主冷却系循環ポンプ出口部やガードベッセルに覆われていない原子炉容器入口配管高所部等について、右各部位が破断した場合の炉心内のナトリウムの昀高温度を評価した結果、原子炉容器入口ノズル部に破断が生じた場合が昀も高くなるとして、右部分を破断位置としたのは妥当であることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。これに対して、原告らは、破断位置を原子炉容器入口ノズル部としても、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「ホイッピング現象」が起こるので、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、甲イ一九九にはこれに沿う記載がある。
しかし、乙一六・八―一―二九頁及び乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）八八丁裏、八九丁表によれば、一次主冷却系配管が破断したとしても、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く、冷却材の流出によって配管が「ホイッピング現象」を起こすような流出流体のジェットカ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はないことが認められる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　ナトリウムの漏えい量及び燃焼量について
原告らは、「一次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価において、破損口から漏えいするナトリウムの量を一八〇立方メートルとし、また、解析結果として、右漏えいしたナトリウムの燃焼量を約二・二トンとしていることについて、右漏えい量及び燃焼量の想定は、「一次冷却材漏えい事故」におけるナトリウム漏えい量及び燃焼量よりも過小であり、不合理である旨主張する。この点、前記（一、６、（四）、（８）及び同７、（四）、（２））のとおり、「一次冷却材漏えい事故」の解析評価におけるナトリウム漏えい量は二一〇立方メートル、燃焼量は二・七トンであるのに対し、「一次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価におけるナトリウム漏えい量は一八〇立方メートル、燃焼量は二・二トンとされている。


しかし、乙一六・一〇―三―二九頁及び乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）九〇丁裏ないし九二丁表によれば、二次冷却材漏えい事故」の解析評価におけるナトリウム漏えい量は、原子炉容器内のナトリウム液位が落ち着くまでの昀大漏えい量を考えたこと、右昀大漏えい量については、三系統ある一次主冷却系のうち配管が破損した系統を除く残りの二系統の循環ポンプが、ポニーモータによって駆動される低速運転へ移行したときに、一次主冷却系内のナトリウム液位のバランスを考慮して算出される漏えい量（一八〇立方メートル）と、オーバフロータンクからの昀大汲み上げ量（二六立方メートル）とを合計して二一〇立方メートルとしたものであること、ナトリウムの燃焼量については、漏えいしたナトリウムの燃焼形態としては、破損口からスプレー状に漏えいしたナトリウムの燃焼と、一次ダンプタンク室でプ
ール状に貯留したナトリウムの燃焼とを
考慮し、また、燃焼に寄与する酸素量としては、一次主冷却系内の窒素雰囲気中にわずかに残存する酸素と漏えいナトリウムとの反応による燃焼熱を大きく見積もるために、右残存酸素は、窒素雰囲気に維持される場合のそれは二体積パーセント以下の濃度であるところ、右濃度に余裕を持たせて三体積パーセントと仮定するなどの厳しい前提条件の下で解析した結果、約二・七トンとしたものであることが認められる。
これに対して、乙一六・一〇―四―一四頁、一五頁及び乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）九一丁表、同裏によれば、「一次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価におけるナトリウム漏えい量は、原子炉容器内のナトリウム液位が落ち着くまでの昀大漏えい量を考える点では「一次冷却材漏えい事故」と同じであるが、「一次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価における配管破損は両端完全破断の仮定であるため、破断口から漏えいするナトリウムの流出が速く、したがって原子炉容器内のナトリウム液位の低下も早くなるため、早期にオーバフロータンクからのナトリウム汲み上げ停止信号が発せられてナトリウムの汲み上げが停止されることから、オーバフロータンクからのナトリウムの汲み上げ量は無視できるとして、三系統ある一次主冷却系のうち配管が破損した系統を除く残りの二系統の循環ポンプが、ポニーモータによって駆動される低速運転へ移行したときに、一次主冷却系内のナトリウム液位のバランスを考慮して算出される漏えい量（一八〇立方メートル）としたものであること、ナトリウムの燃焼量については、「一次冷却材漏えい事故」と同様の条件の下で解析した結果、約二・二トンとしたものであることが認められる。
したがって、両者のナトリウム漏えい量及び燃焼量の違いは合理的であり、「一次主冷却系配管大口径破損事象」の解析評価におけるナトリウム漏えい量及び燃焼量の想定が過小で不合理であるということはできない。（四）　「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象について
（１）　計算コードの妥当性について
原告らは、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価に用いられた「ＳＡＳ―３Ｄ」コード、「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードの各計算コードは、パラメータを変えれば結果が大幅に変わる、不確かさの大きいものである上、コード全体の実験的検証ができていない旨主張する。
この点、弁論の全趣旨に
よれば、「ＳＡＳ―３Ｄ」コ―ド、「ＶＥＮＵＳＰＭ」コードとも、多数のパラメータを有する複雑な計算コードであることが認められる。したがって、パラメータを変えれば得られる計算結果が大幅に変わることは明らかである。しかし、およそ適切なパラメータを代入することが不可能であるならばともかく、適切なパラメータを代入した場合には適切な結果が得られるのであれば、パラメータを変えれば計算結果が大幅に変わることのみから直ちに当該計算コードの妥当性が否定されるものではないというべきである。そして、両計算コードが、適切なパラメータを代入することが不可能なものであることや、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価において適切でないパラメータが代入されたことをうかがわせるような証拠はなく、かえって、本件安全審査においてその妥当性が確認されている。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　計算コードの接続条件について
原告らは、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価において、右事象の経過のうち、起因過程を「ＳＡＳ―３Ｄ」コード、炉心崩壊過程を「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コード等によって解析し、両者は全反応度が一ドル近傍に到達した時点において接続するとしていることについて、①接続時点の明確性に欠ける、また、②その際、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードによる多数のチャンネルの計算結果を一本化して「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードに入力していることは不合理である旨主張する。
しかし、乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）七〇丁裏、七一丁表及び乙ホ二の五（証人Ｐ８調書五）一五丁裏によれば、「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードによる解析は、即発臨界を超え炉心崩壊に至る領域において妥当性を持つことが認められる。したがって、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードから「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードヘの接続は、即発臨界に至った時点で行うのが適切ということになる。そして、証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書五・五〇丁表ないし五一丁裏）によれば、全反応度が一ドル近傍（一ドルが即発臨界に達する反応度である。）に到達した時点において「「ＳＡＳ―３Ｄ」コードを「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードに接続するという趣旨は、即発臨界に至った時点で両者を接続するが、コードの都合上その接続時点が前後に若干のずれを伴うこ
とから「近傍」という表現がされていることが認めら
れる。したがって、右接続時点が不明確であるということはできない。また、乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）七一丁裏、七二丁表によれば、本件安全審査においては、「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードは、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードのチャンネルに対応させた計算領域を設定して計算できること、「ＳＡＳ―３Ｄ」コードで計算された燃料温度、冷却材ボイド等率、反応度の時間変化等は可能な限り忠実に「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードへ受け渡されていることが認められ、多数のチャンネルの計算結果を一本化しているという事実は認められない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。


（３）　燃料要素の破損位置、破損口の長さについて
原告らは、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価において、①燃料要素の破損位置を軸方向中央部からやや上部の位置に想定し、②燃料要素の破損口の長さを五センチメートルと想定したのは恣意的で、不合理であり、破損位置は中央とし、破損口の長さは三〇センチメートルとすべきである旨主張する。
この点、被告の実施した「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価のうち、本件原子炉施設にとって有効とされたものは、いずれも、燃料要素の破損位置を軸方向中央部からやや上部の位置に想定し、燃料要素の破損口の長さを五センチメートルと想定したものであることは当事者間に争いがない。そして、証人Ｐ４の証言（Ｐ４調書一・四五頁、四六頁、一一〇頁）よれば、燃料要素の破損位置を軸方向中央部とすると出力はより大きくなること、燃料要素の破損口が長くなると同じく出力はより大きくなることが認められる。しかし、①の燃料要素の破損位置については、証人Ｐ４の証言（Ｐ４調書一・一一二頁）及び乙イ一八によれば、実験（ＣＡＢＲＩ試験）結果によれば、破損口の位置は、概ね燃料要素の高さの約〇・六五（破損位置のフィッサイル下端からの高さ÷フィッサイル全長）の位置となったことが認められる。また、証人Ｐ４は、燃料要素の燃料が溶融して燃料要素の内圧が上昇するとき、燃料被覆管は、材料強度の弱いところで破損するところ、材料強度は、一般的に温度が高くなるほど低下し、本件原子炉施設の被覆管の温度分布は軸方向の上の部位が高く、したがって軸方向の上の部分の強度が弱いことから、内圧と燃料被覆管の強度との兼ね合いで、
燃料要素の高さの〇・六ない
し〇・七の位置で破損することが合理的に説明できる旨証言しており（Ｐ４調書一・一二〇頁）、右証言は合理的であり信用できる。もっとも、証人Ｐ４の証言（Ｐ４調書二・二ないし四頁）によれば、別の実験（ＴＲＥＡＴ―ＰＦＲ試験）結果においては、燃料要素が軸方向中央で破損したものもあったことが認められるが、証人Ｐ４は、ＣＡＢＲＩ実験の方が、定常運転状態から模擬している点で、ＴＲＥＡＴ―ＰＦＲよりも精度が高い旨証言していること（Ｐ４調書二・九頁）に照らすと、右実験結果の存在をもって、本件原子炉施設において燃料要素が軸方向中央で破損する可能性があると認めることはできない。したがって、燃料要素の破損位置を軸方向中央部からやや上部の位置とした解析条件に不合理な点はないというべきである。
また、②の破損口の長さについては、証人Ｐ４ば、本件原子炉施設の炉心燃料要素は、直径六・五ミリメートル、炉心部の高さが九三センチメートルであるから、これが破損した瞬間に同時に三〇センチメートルにわたって穴が開くとは考え難い旨証言しており（Ｐ４調書一・四〇頁）、右証言は合理的であり信用することができる。また、他に燃料要素の破損口の長さが瞬時に五センチメートルを超え得ることを認めるに足りる証拠はない。したがって、燃料要素の破損口の長さを五センチメートルとした解析条件に不合理な点はないというべきである。なお、原告らは、燃料の破損態様については実験的検証が不十分である旨主張するが、実験的検証が少ないか否かは多分に評価の分かれるところであって、右原告らの主張は被告が想定した燃料の破損態様に不合理な点があることを具体的に指摘するものとはいえないし、右燃料の破損態様は右のとおり合理的根拠に裏付けられたものということ炉できる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理がない。
（４）　反応度投入率の算定について
原告らは、反応度投入率の一秒当たり三五ドルとされる根拠が不明であり、これよりも大きな反応度の投入が起こる旨主張する。
しかし、乙一六・一〇―四―二〇頁によれば、右反応度投入率の」秒当たり三五ドルとは、一次冷却材流量減少と反応度抑制機能喪失との重ね合わせ事象において、昀も厳しい一結果を示す平衡炉心の燃焼末期に、ナトリウムの沸騰、燃料被覆管の溶融移動及び燃料のスランピングが生じた時点で即発臨界に達する時の反応度
投入
率であるところ、右反応度投入率は「ＳＡＳ―３Ｄ」コードにより算出されたものであることが認められる。また、乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）七五丁表によれば、本件安全審査においては、右反応度投入率は、その前提となる条件が厳しく設定されていること、燃焼度の異なる三つの状態の炉心（初装荷炉心の燃焼初期、平衡炉心の燃焼初期及び平衡炉心の燃焼末期）について比較して昀も厳しい結果を示した平衡炉心の燃焼末期での炉心状態を用いていること、使用されている計算コードは実験結果等に照らし妥当なものであることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（５）　炉心損傷後の昀大有効仕事量について
（イ）　原告らは、炉心損傷後の昀大有効仕事量を三八〇メガジュールとする解析結果は過小評価である旨主張し、その根拠として、①被告が行った同一事象についての別個の解析結果においては炉心損傷後の昀大有効仕事量は九九二メガジュールとなったこと、②一九五六（昭和三一）年にＨ・Ａ・ベーテとＪ・Ｈ・テイトが提唱した解析モデル（いわゆる「ベーテ・テイトモデル」）に基づいて計算すれば、本件原子炉施設の炉心崩壊における機械的エネルギーはＴＮＴ火薬に換算して少なくとも三〇〇キログラムの爆発に相当すること、③旧西ドイツの高速原型炉ＳＮＲ三〇〇において、炉心崩壊事故における機械的エネルギーについて、被告の計算では昀高三七〇メガジユール（本件原子炉施設と同じく一気圧までの膨張に換算すると約九三〇メガジュール）とされていたのが、ブレーメン大学ドンデラー博士らのグループが、初期遷移過程で再臨界に達した場合の爆発エネルギーを計算した結果、昀大の場合には八〇六メガジェール（一気圧までの膨張に換算すると二〇二一メガジュール）となり、被告が計算した三七〇メガジュールの約二・二倍の数値となったことを指摘する。


（ロ）　しかし、①については、原告らの指摘する被告が行った別の解析結果は、燃料棒の破損口を三〇センチメートルとして解析したものであるところ、前記（３）のとおり、右想定は非現実的であり、また、証人Ｐ４の証言（Ｐ４調書一・三九ないし四二頁）、乙イ一六の一及び乙イ三二によれば、右解析は、単に「ＳＡＳ―３Ｄ」コードの特性とパラメータの影響度を把握することを目的として、物理的に合理的な範囲を超えて大きくパラメータを変更して解析したものであることが認められるから、右解析結果をもとに、本件原子炉施設において実際に九九二メガジュールの機械的工ルギーが発生する可能性があるということはできない。②については、乙ホ二の一（Ｐ８調書一）七六丁表ないし七七丁裏によれば、原告らの指摘する「べーテ・テイトモデル」は、ＬＭＦＢＲの開発初期に、炉心崩壊に伴う機械的エネルギーの放出を簡便に評価するために作成された簡易モデルであること、このため、右モデルは、解析に当たり、単に炉心体積や熱出力の増加率のみによって炉心崩壊に伴う機械的エネルギーを算定するにすぎず、炉心内の出力や温度の分布を考慮せず、ドツプラ効果による負のフィードバック効果も無視する等極端な仮定を置いて評価する素朴なものであること、しかし、炉心崩壊に伴う機械的エネルギーの放出量は、単に炉心体積や熱出力の増加率のみによって的確に計算できるものではなく、炉心崩壊に伴う燃料被覆管の溶融と移動、炉内での燃料の態様、燃料とナトリウムの熱的な相互作用等多くの要因に基づいて計算されるものであるから、右モデルは、現在の科学的知見に照らして不合理であるというべきであること、右理論の提唱者であるベーテ自身もこれを肯定していることが認められる。
③については、証人Ｐ４の証書（Ｐ４調書一・七九ないし八五頁）及び乙イ一九の一によれば、ドンデラーの計算に対しては、カールスルーエ研究所グループが、燃料集合体におけるオリフィス孔の存在あるいは閉塞の形成という明白な事実を無視したことによる数値的不安定（コードの不完全性）による結果であり、コードの不完全さのみを修正して再計算をしたところ、一桁小さい八〇メガジュールという結論が出た旨批判していることが認められる。また、本件原子炉施設とＳＮＲ三〇〇はその構造が同一ではない。したがって、右計算結果から直ちに、本件原子炉施設における炉心崩壊事故においても同様の機械的エネルギーが発生するということはできない。また、セオファネスの結論も、直ちに本件原子炉施設における「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価に当てはまるものとはいえないし、これを認めるに足りる証拠もない。
（ハ）　また、証人Ｐ４の証言（Ｐ４調書一・七五ないし七八頁）、乙イ一八及び
乙イ三二によれば、被告は、本件許可処分後に
、技術的知見の向上に伴い評価方法を改善し、評価にかかわる物理現象等の不確かさの低減を図った上で、再度「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」の解析評価（以下「新たな解析評価」という。）を行ったこと、右解析評価の結果、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」において発生する昀大の機械的エネルギーは、一気圧までの等エントロピー膨張による仕事量に換算して一一〇メガジュール、より詳細に物理現象に即した解析をし、原子炉容器等に作用する機械的エネルギーを炉心上部のナトリウムスラグ（ナトリウムの固まり）の運動エネルギーから求めた仕事量は一六メガジュールとなるとの結果が得られ、本件許可処分当時の昀大有効仕事量が低減されたことが認められる。すなわち、本件許可申請時の解析評価においては、起因過程（一次冷却材流量減少時の反応度抑制機能喪失から炉心の損傷が生じるまでの事象の進行過程）について、「ＳＵＳ―３Ｄ」コードを用いて解析評価したところ、機械的炉心崩壊過程に移行するという結論が出たことから、「ＶＥＮＵＳ―ＰＭ」コードに接続して機械的炉心崩壊過程における機械的エネルギーの発生を解析した。しかし、乙イ一八によれば、新たな解析評価においては、起因過程について、「ＳＵＳ―３Ｄ」コードを改良し、燃料破損後の燃料移動挙動に関してより詳細なモデルを有する「ＳＵＳ―４Ａ」コードを用いて解析したところ、燃料軸方向膨張及びＦＰガス圧等による燃料の分散等について現実的な想定をすると、これにより大きな負の反応度が投入されるため、多数の燃料集合体が同時に破損することはないことから、機械的炉心崩壊過程には進展せず、遷移過程（起因過程に続き、燃料が集合体内で溶融、分散配置した状態から炉心の溶融が徐々に拡大する事象の進行過程）に移行する旨の結果が出たこと、そして、遷移過程については、これを解析する「ＳＩＭＭＥＲ―Ⅲ」コードを用いて解析したところ、昀も保守的なケースにおいては再臨界に至るものの、これにより発生する昀大の機械的エネルギーは、一気圧までの等エントロピー膨張による仕事量に換算して一一〇メガジュール、より詳細に物理現象に即した解析をし、原子炉容器等に作用する機械的エネルギーを炉心上部のナトリウムスラグの運動エネルギーから求めた仕事量は一六メガジュールとなるとの結果が得られたことが認められる。
この
点、原告らは、新たな解析評価は機械的エネルギーの発生を小さくする事象を大きく見積もった結果によるのであって、右解析結果以上の機械的エネルギーが発生しないとする根拠はない旨主張する。
しかし、右解析の過程に具体的に不合理な点があるとは認められないし、他に本件原子炉施設において右解析結果以上の機械的エネルギーが発生すると認めるに足りる証拠もない。
（ニ）　なお、原告らは、炉心崩壊事故の研究には実験データが少ないから、被告が解析に用いた計算コードが妥当である保証はなく、これを使用して導かれた結論もそれが昀大値となる保証はない旨主張する。しかし、実験データが少ないか否かは多分に評価の分かれるところであって、右原告らの主張は計算コードに不合理な点があることを具体的に指摘するものとはいえないし、他に計算コードが不合理であることを窺わせるような証拠もない。
（ホ）　したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（五）　再臨界事故について


原告らは、本件原子炉施設においては、原子炉容器の破壊を伴い外部環境に壊滅的被害を与えるような再臨界事故が起こり得ると主張し、その根拠として、①炉心崩壊後に生じる塊状の堆積物（デブリ）の再集結による再臨界事故発生の可能性や、②昀初の爆発に続くナトリウムの蒸気爆発により燃料が再び密に集められ、再臨界事故に至るというＲ・Ｅ・ウェッブの考え方を指摘する。しかし、①のデブリの再集結については、乙一六・一〇―四―二一頁及び乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）七七丁裏ないし七九丁表によれば、本件安全審査においては、「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」時における本件原子炉施設の挙動の推移を評価した結果、溶融物質は原子炉容器内で分散し、昀終的には各種の構造物の上に堆積層（デブリベッド）となって再配置されるが、右デブリベッドは広範囲にかつ薄く堆積するので、未臨界状態を保つ形状が維持されることを確認したことが認められ、また、前記（（四）、（５））のとおり、ＳＩＭＭＥＲ―Ⅲコードによる「一次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象」時の遷移過程の解析評価においては、昀も保守的なケースにおいては再臨界に至るものの、これにより発生する昀大の機械的エネルギーは、一気圧までの等エントロピー膨張による仕事量に換算して一一〇メガジュールであり、原子炉容器等に作用する機械エネルギーをナトリウムスラグの運動エネルギーから求めた仕事量は一六メガジュールとなり、この程度の機械エネルギーに対しては、一次系バウンダリの構造的な健全性は余裕をもって保持されるとの結果が得られており、原子炉容器の破壊を伴うような再臨界が発生するとの結論は得られていない。したがって、本件原子炉施設において再臨界事故が発生する可能性があるとはいえない。②のウェッブの考え方については、乙イ一五によれば、ドイツのカールスルーエ原子力センターが、「ウェッブの仮説には計算上重大な誤りと非現実的な事故条件が含まれており、しかも彼のシナリオは物理条件を逸脱している。」と述べていることが認められるから、その合理性には疑問があるといえ、右考え方から直ちに本件原子炉施設において再臨界事故が発生する可能性があるということはできない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（六）　ポニーモータによる崩壊熱の除去について
原告らは、わずか八パーセントの流量しか持たないポニーモータによる冷却では崩壊熱を除去し得ないから、崩壊熱により重大な事故が起こり得る旨主張する。しかし、乙一六・一〇―四―二〇頁、二一頁及び乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）七二丁表ないし七四丁裏、七九丁裏、八〇丁表によれば、本件安全審査においては、ポニーモータによる炉心の冷却を考慮しなくても、一次主冷却系、二次主冷却系及び補助冷却設備における各自然循環のみによって崩壊熱を除去するという前提条件で解析評価し、その結果、右崩壊熱を除去するに十分な除熱能力が確保され、これに二次主冷却系のポニーモータによる二ループの強制循環を仮定すれば、むしろ除熱能力はさらに大きくなり、崩壊熱を十分な余裕をもって除去できることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
四　当裁判所の判断
以上によれば、本件原子炉施設は、事故防止対策に係る安性との関連において、原子炉等による災害の防止上支障がないものと認められ、本件原子炉施設に、事故が発生し、原告らの生命、身体に被害が及ぶ具体的な危険性があるとは認められない。
第六　本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全確保対策
一　本件安全審査の内容
乙四、乙七ないし一〇、乙一四の一ないし三、乙一六、乙二二、乙二三及び乙イ
六並びに弁
論の全趣旨によれば、本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全確保対策に係る本件安全審査の内容について、次のとおりと認められる。
１　意義
公衆との離隔に係る立地条件の適否を判断する（立地評価）ための想定事故（磁重大事故及び仮想事故）の解析評価は、「立地審査指針」に基づき、公衆との離隔の確保の面から原子炉施設の立地条件の適否を評価するために行われるものである。
２　本件安全審査の審査方針
本件安全審査においては、「立地審査指針」、「評価の考え方」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」に基づき、「線量評価指針」等を参考として、次の項目を具体的な判断基準として、本件許可申請おける立地評価のための想定事故の解析評価について、審査を行った。
（一）　原子炉の周囲は、原子炉から「ある距離の範囲内」は非居住区域であること。右「ある距離の範囲」を判断するためのめやすとして、重大事故の場合について、甲状腺（小児）に対して一五〇レム、全身に対して二五レムの線量を用いる。（二）　原子炉から「ある距離の範囲内」であって、非居住区域の外側は低人口地帯であること。右「ある距離の範囲」を判断するためのめやすとして、仮想事故の場合について、甲状腺（成人）に対して三〇〇レム、全身に対して二五レムの線量を用いる。
（三）　原子炉敷地は、人口密集地帯から「ある距離」だけ離れていること。右「ある距離」を判断するためのめやすとして、仮想事故の場合における全身被曝線量の積算値に対して二〇〇万人レムを参考とする。
（四）　プルトニウムを燃料とする原子炉と公衆が居住する区域との間に「ある適当な距離」を保つこと。右「ある適当な距離」を判断するためのめやすとして、骨表面に対して一二ラド、肺に対して一五ラド、肝に対して二五ラドのプルトニウムに係る線量を用いる。
３　本件許可申請における重大事故の解析内容
（一）　一次冷却材漏えい事故
（１）　事故想定の趣旨
技術的見地から想定しうる昀大規模の放射性物質が原子炉格納容器内に放出される場合の核分裂生成物の放出量と被曝線量を評価するため、一次冷却材漏えい事故を想定する。
（２）　解析
（イ）　解析条件
①　原子炉は、定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　事故後原子炉格納容器上に放出される核分裂生成物の量は、炉心内蔵量に対
し、希ガス一〇パーセント、よう素一パ
ーセントの割合とする。


③　原子炉格納容器上に放出されたよう素のうち、九〇パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り一〇パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。④　原子炉格納容器内のエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰磁を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑤　原子炉格納容器からの漏えい率は１％／ｄとする。⑥　原子炉格納容器からの漏えいは、九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑦　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よう素除去効率は九五パーセントとする。また、よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果を考慮しない。
⑧　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑨　事故継続時間は三〇日間とする。
⑩　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑪　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ロ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約二四〇キュリー、希ガス約四万七〇〇〇キュリーであり、この大気放出に伴う被曝線量は、敷地境界外で昀大となる場所において小児甲状腺約一・八レム、全身約Ｏ・一五レムである。
（二）　一次アルゴンガス漏えい事故
（１）　事故想定の趣旨
技術的見地から想定しうる昀大規模の放射性物質の量が原子炉格納容器内に放出される場合の核分裂生成物の放出量と被曝線量を評価するため、一次アルゴンガス漏えい事故を想定する。
（２）　解析
（イ）　解析条件
①　原子炉は、定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　事故後、原子炉格納容器外の常温活性炭吸着塔内に貯留されている希ガス及びよう素の全量が常温活性炭吸着塔収納設備内に放出されるものとする。③　事故後、原子炉格納容器内の原子炉容器上部カバーガス及び一次アルゴンガス系圧力調整タンク中の希ガス及びよう素が、常温活性炭吸着塔収納設備に移行するとし、その量は原子炉格納容器内のカバーガス及び圧力調整タンクの中の量の五パーセントとする。
④　一次アルゴンガス系収納施設の漏えい率は１００％／ｄで一定とし、漏えいし
た希ガス及
びよう素は大気へ放出されるものとする。
⑤　事故継続時間は三〇日間とする。
⑥　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
（ロ）　解析結果
大気中に放出される核分裂生成物の量は、よう素約二・五キュリー、希ガス約七万人〇〇〇キュリーであり、この大気放出に伴う被曝線量は、敷地境界外で昀大となる場所において小児甲状腺約〇・四九レム、全身約〇・二五レムである。
４　本件許可申請における仮想事故の解析内容
（一）　仮想事故解析の趣旨
技術的には起こるとは考えられない事象及び重大事故として取り上げた事象を踏まえて、より多くの放射性物質の放出量を仮想して評価を行う。
（二）　解析
（１）　解析条件
①　原子炉は、定格出力の一〇二パーセントで長時間にわたって運転されていたものとする。
②　事故後、原子炉格納容器上に放出される核分裂生成物の量は、炉心内蔵量に対し、希ガス一〇〇パーセント、よう素一〇パーセント及びプルトニウム一パーセントの割合とする。
③　原子炉格納容器上に放出されたよう素のうち、九〇パーセントはエアロゾルの形態をとり、残り一〇パーセントはエアロゾルの形態をとらないものとする。④　原子炉格納容器内のエアロゾル状よう素はプレートアウト等による減衰を考慮するが、非エアロゾル状よう素及び希ガスは右減衰効果を考えない。⑤　原子炉格納容器からの漏えい率は１％／ｄとする。⑥　原子炉格納容器からの漏えいは、九七パーセントがアニュラス部に生じ、残り三パーセントはアニュラス部外に生じるものとする。
⑦　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よう素除去効率は九五パーセントとする。また、よう素用フィルタユニットヘの系統切替達成までの一〇分間はよう素除去効果を考慮しない。
⑧　プルトニウムの大気放出量の評価に当たっては、プルトニウムはエアロゾルの形態をとるものとし、フィルタによる除去効率は九五パーセントとする。⑨　原子炉格納容器内の放射能による直接線量及びスカイシャイン線量については原子炉格納容器等の遮へいを考慮して評価する。
⑩　事故継続時間は三〇日間とする。
⑪　環境への核分裂生成物の放出は、排気筒より行われるものとする。⑫　環境に放出された核分裂生成物の大気中の拡散については、「気象指針」に従って評価するものとする。
⑬　全身被曝線量の積算値の算出に当
たっては、大気拡散条件は大気安定度Ｆ型、水平方向拡散幅三〇度及び平均風速一・五メートル毎秒、放出点は３地上高五〇メートルとする。拡散方向は積算値が昀大となる南南西とし、人口は昭和五〇年の国勢調査結果及び西暦二〇二五年の推定値を用いる。
（２）　解析結果
大気中に放出される放射能量は、よう素約二三〇〇キュリー、希ガス約四七万キュリー及びプルトニウム約五一キュリーである。このよう素及び希ガスの大気放出に伴う被曝線量は、敷地境界外で昀大となる場所において、成人甲状腺約四・五レム、全身約一・四レムであり、全身被曝線量の積算値は、昭和五〇年の人口に対して約一三万人レム、西暦二〇二五年の推定入口に対して約一七万人レムである。プルトニウムの大気放出に伴う被曝線量は、敷地境界外で昀大となる場所において、骨表面、肺及び肝のそれぞれに対し、約〇・九九ラド、約〇・一九ラド及び約〇・二一ラドである。
５　本件安全審査における評価
（一）　事象選定の妥当性


重大事故は、放射性物質の拡大の可能性を考慮し、技術的見地からみて昀悪の場合には起こるかもしれないものの中から、原子炉格納容器内放出に係る事故として「一次冷却材漏えい事故」が、原子炉格納容器外放出に係る事故として「一次アルゴンガス漏えい事故」がそれぞれ選定され、技術的に昀大と考えられる放射性物質の放出量を想定して評価されており、他方、仮想事故は、「技術的には起こるとは考えられない事象」及び「重大事故」として取り上げた事象等を踏まえて、より多くの放射性物質の放出量を仮想して評価されているとして、これらの想定は、「評価の考え方」に従うものであり、妥当であると判断した。
（二）　解析方法の妥当性
放射性物質の放出量及び被曝線量の評価は、重大事故及び仮想事故の趣旨に照らして、それぞれ「安全評価指針」を参考として、十分厳しくなるような解伽析条件を用いて行われているとして、右解析方法は、「評価の考え方」に適合するものであり、妥当であると判断した。
（三）　解析結果の妥当性
いずれの解析結果においても、放射性物質の大気中への放出量、厳しい気象条件等を用いて計算された甲状腺及び全身の被曝線量並びに全身被曝線量の積算値は、「立地審査指針」及び「プルトニウムに関するめやす線量について」の定めるめやす線量を十分下回っており、「立地審査指針」に示されている非居住区域及び低人口地帯であるべき範囲は、いずれも本件敷地内に包含されることになり、また、本件原子炉施設は人口密集地帯からも十分離れており周辺公衆との離隔は十分確保されていると認められることから、本件原子炉施設の立地条件は、「立地審査指針」に十分適合すると判断した。
（四）　結論
以上から、本件安全審査においては、調査審議の結果、本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性について、本件原子炉施設が審査基準に適合し、その基本設計ないし基本的設計方針において、公衆との離隔に係る安全性を確保し得るもの、すなわち、公衆との離隔に係る立地条件において、原子炉等による災害の防止上支障がないものとした。
二　本件安全審査の合理性
１　審査基準及び審査方法の合理性
本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性についての本件安全審査に用いられた審査基準及び審査方針に不合理な点があるとは認め難い。
２　審査内容の合理性
（一）　解析において用いられた解析条件に不合理な点があるとは認め難い。（二）　そして、右解析の結果は、「立地審査指針」及び「プルトニウムを燃料とする原子炉の立地評価上必要なプルトニウムに関するめやす線量について」に示されている非居住区域及び低人口地帯であるべき範囲は、いずれも本件敷地内に包含されることになるというものであったのであるから、公衆との離隔に係る安全性を確保し得るという結論においても、不合理な点があるとは認め難い。３　以上のとおり、本件安全審査における本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性の判断は、合理的根拠に基づいて行われたものであると認めることができ、これに前記（第二、四）の本件安全審査の性格を考え合わせれば、この点について、原告らの更なる主張、立証のない限り、本件原子炉施設は、公衆との離隔に係る安全性を確保し得るものと推認することができる。
そこで、次に、公衆との離隔に係る安全性に関して、本件安全審査の合理性に対する原告らの反論について判断を示すことにする。
三　原告らの主張について
１　事象選定に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の立地評価のための想定事故の解析評価において想定されている事故の選定が恣意的である旨主張し、その根拠としてＴＭＩ二号炉事故では、仮想事故を上回る放射線放出が現実に起こったことを指摘する。しかし、立地評価のための想定事故の解析評価は、本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全設計が妥当であることを確認し、更に「運転時の異常な過渡変化」、「事故」及び「技術的には起こるとは考えられない事象」の解析評価によりその妥当性を別の側面から確認した上で、なお本件原子炉施設が、その基本設計及び基本的設計方針において、災害防止上支障がないものであるか否かを判断する一環として、本件原子炉施設と公衆との離隔の確保の妥当性を確認するために行われるものである。
このように、立地評価のための想定事故の解析評価は、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針において災害防止上支障ないものであるか否かを判断するためのものであり、かつ、事故防止対策に係る安全設計の妥当性（前記第五、一、２ないし４）及び各種事故等の解析（同５及び同６）を前提とするものであるから、これに当たって想定すべき事故は、各種事故等の解析評価において取り扱われた各事故以上のものである必要があるが、基本設計ないし基本的設計方針で採られている事故防止対策をすべて無効とするような事故を想定することは、解析評価の目的に反することになる。したがって、ガードベッセルや原子炉格納容器等の安全防護施設の存在を無視し、あるいは、これらが全く機能しないような場合において初めて発生し得る事故の状態までを考慮する必要はない。右を前提に考えれば、本件安全審査の立地評価のための想定事故の解析評価における事象の選定が不合理であるということはできないというべきである。そして、原告らの主張するＴＭＩ事故は、後記（第一〇章第九）のとおり、原子炉施設の運転管理に起因して発生したものであるから、右の趣旨で行われる立地評価において考慮する必要はない。なお、甲イ一五〇によれば、同事故による周辺公衆の被曝線量は、個人平均で約一ミリレムであると推定されていることが認められるから、右事故により周辺公衆が過大な被曝を受けた事実はない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
２　評価手法に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の立地評価のための想定事故の解析評価について、放出放射性物質の量、放出形態、気象条件、人口条件等の根拠が不明確であり、想定した事象の評価手法が恣意的である旨主張する。
しかし、乙一六・一〇―五―一八頁、一九頁によれば、本件安全審査において
は、重大事故及び仮想事故については、放射性物質の
量、放出形態、拡散、希釈の状況等につき、気象指針に基づいた評価方法が設定されていること、仮想事故については、昭和五〇年の国勢調査結果と西暦二〇二五年の人口の推定値が人口条件として用いられていることを確認したことが認められる。
なお、原子炉施設から環境へ放出される放射性物質からの放射線による公衆の被曝の形態は、放射性物質の放出量、放出形態等により種々のものが考えられるが、右の解析評価においては、主要な被曝の形態を考慮すれば、必要とされる離隔の程度は十分合理的に判断可能であるから、考えられる被曝の形態のすべてを考慮しないとしても、当該解析評価が不合理であるということはできない。したがって、原告のこの点についての主張は理由がない。


四　当裁判所の判断
以上によれば、本件原子炉施設は、公衆との離隔に係る安全性との関連において、原子炉等による災害の防止上支障がないものと認められ、本件原子炉施設に、公衆との離隔との関連において、原告らの生命、身体に被害が及ぶ具体的な危険性があるとは認められない。
第八章　本件原子炉施設の運転段階における安全確保対策第一　本件原子炉施設の運転段階における安全確保対策第七章で述べたとおり、本件原子炉施設においては、その設計において十分な安全確保対策が講じられていると認められるが、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が必要である。そして、そのためには、①本件原子炉施設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、十分な運転技術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と解される。
この点、証拠（関係箇所に掲記する。）によれば、被告は、本件原子炉施設の安定した運転を維持するため、次のとおりの運転段階における安全確保対策を講じていることが認められる。
一　保安管理体制の確立
１　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（規制法三七条一項、七四条の二、昭和四二年総理府告示第三三号）を受けなければならないとされているところ、被告は、本件原子炉施設の設備、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。その後も、試運転の進展等に伴い、逐次、同長官の変更認可を受けて保安規定の改正を行い、本件原子炉施設の保安管理体制を整備した（乙イ七九）。２　被告の現在の原子炉施設保安規定（乙イ七九）に基づく本件原子炉施設の保安管理体制は次のとおりである。
（一）　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）
（二）　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（保安規定五ないし七条）。
（三）　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癒ければならない（保安規定八ないし一〇条）。
（四）　そして、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」、②本件原子炉施設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、本件原子炉施設の安全性及び信頼性のより一層の向上を図る（乙イ八〇）。
二　運転体制
１　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揃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なる班を五つ編成して「三交替制で本件原子炉施設の運転操作を行わせる体制を取る（乙イ八二）。２　被告は、本件原子炉施設の設計、建設経験者のほか、実験炉「常陽」、新型転換炉「ふげん」又は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本件原子炉施設の運転員として配置する（乙一六・五―四頁、八―一五―一頁）。
３　また、軽水炉に関する技術、知識、経験を本件原子炉施設に反映せるため、日本原子力発電との間で運転員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る（弁論の全趣旨）。
三　運転手順書等
１　本件原子炉施設の保安のためには、その運転操作が、適切な運転手順に従って行われることが重要である。そこで、被告は、保安規定を前提に、本件原子炉施設の保安上、具体的に遵守すべき事項等を、保安規定運営要領、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一括して「運転手順書等」という。）として定めた（乙イ四七・三・三―四頁及び乙イ四八・三・三―八頁）。「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、本件原子炉施設の運転手順書等を定めるに当たっては、これらが十分に参考にされた（弁論の全趣旨）。
２　また、安全総点検の結果、保安規定や運転手順書等について、改善すべき事項が指摘されたことから、被告は、平成一〇年一〇月、保安規定等を改正し、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ることができるなど、その役割を明確にした（保安規定二〇条、乙イ四七・三・三―一頁、二頁、四頁、五頁、八頁及び乙イ八二）。
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る（乙イ四七・三・三―八頁及び乙イ四八・三・三―一四ないし四一頁）。
そして、右の運転手順書等については、後述する「もんじゅ」シュミ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、本件原子炉施設の運転を開始することを予定している（乙イ八一及び乙イ八二）。
四　運転員の運転技能の維持、向上


１本件原子炉施設の中央制御室の中央制御板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、運転員が本件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されていることが認められるが（乙一六・八―一―四九頁、八―九―三七頁）、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。そこで、被告は、運転員の運転技能の維持、向上を図るため、以下の措置を取っている。
（一）　運転員の配置
被告は、前記（二、２）のとおり、「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本件原子炉施設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修得させた後、運転員として配置する（保安規定八九条、九〇条、乙イ四七・主・三―一〇頁及び乙イ八三）。具体的には、①本件原子炉施設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、本件原子炉施設の運転責任者である当直長に選任する。また、当直長輔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的に区分した上で、「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する（乙イ八三）。
（二）　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、向上を図る（乙イ四七・三・三―一〇頁、乙イ八一及び乙イ八三）。
被告は、従前、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、本件原子炉施設敷地内に設置した「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（乙イ四七・三・三―一〇頁、乙イ八三）。「もんじゅ」シミュレータは、本件原子炉施設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、臨場感を持たせた運転操作を行うことができる（乙イ八一）。
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る（乙イ四七・三・三―一〇頁）。
２　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、以下のような改善を行った。
（一）　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（乙イ四七・三・三―三頁、九頁、乙イ五一及び乙イ八三）。
（二）　「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
（乙イ四七・三・三―一〇頁及び乙イ八三）
（三）　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（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化器）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（乙イ四七・三・三―一〇頁、乙イ八三及び乙イ八四）。
３　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、具体的には、運転員に対する十分な教育訓練期間を確保するため、現在の五斑三交代制に代えて、六班三交代制の導入を検討している（乙イ四七・三・三―三頁、一〇頁、乙イ八二及び乙イ八三）。
五　設備の機能、性能の維持
１　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とから、原子炉施設は、使用前検査（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（
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（規制法三五条、試験炉規則九条、一〇条）。
２　試験、検査等
被告は、以下のような巡視、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、向上を図ることとしている。
（一）　巡視、点検
当直長は、毎日一回以上、本件原子炉施設内を巡視し、①原子炉冷却系統施設（一次、二次主冷却系設備、補助冷却系設備）、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、気体廃棄物処理設備、換気空調設備等）を点検し、異常がないことを確認する（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、異常の有無を確認する（保安規定一六条一項）。
（二）　定期自主検査
被告は、定期自主検査として、次のとおり、試験炉規則一〇条が定める事項等について、試験、検査を行い、異常がないことを確認することとしている。（１）　原子炉の停止中は、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））。


（２）　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遮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ため、原子炉トリップ回路の模擬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）及び乙一六・八―九―三一頁）。（３）　　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、別表一四、別表一七―（１）、同（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する。
３　設備の改善等
右に述べた巡視、点検や定期自主検査の結果、設備の補修、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共に、その終了後は、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（保安規定七六条ないし七八条）。
なお、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（乙イ四七・三・四・四―一頁、二頁、五頁、六頁及び乙イ五一）。
また、安全総点検では、試運転段階において発生した事故へ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が妥当であることも確認した（乙イ四七・三・四・四―一頁、乙イ四八・三・四・四―一ないし一一頁及び乙イ五一）。
第二　当裁判所の判断
右認定の事実によれば、本件原子炉施設の運転段階における安全確保対策は、運転に起因する事故の発生を防止するのに十分なものと認められ、本件原子炉施設において、運転に起因する事故が発生し、原告らの生命、身体に被害が及ぶ具体的な危険性があるとは認められない。
第三　原告らの主張について
一　原告らは、次の各事実を指摘して、被告には本件原子炉施設を運転するだけの技術的能力がないから、本件原子炉施設の適切な運転をすることができず、本件原子炉施設は安全性を欠く旨主張する。
１　本件ナトリウム漏えい事故の発生
本件ナトリウム漏えい事故は、二次主冷却系の温度計さや管が破損してナトリウムが漏えいした事故であるが、右破損の原因はさや管が徐々に細くなる形状のテーパ状ではなく、段付き構造のさや管を設置したために、配管内を流れるナトリウムの流体力によってさや管の細管部に高サイクル疲労が生じたこと、すなわち温度計
の設計ミスにあったが、これは初歩的なミ
スであり、被告の品質保証活動、技術の継承に問題があることが露呈した。また、本件事故により、ナトリウムの燃焼温度の想定が誤まっていたことが判明したが、被告は、床ライナの損傷防止対策について有効な解決策を打ち出すことができず、現在においても運転再開の目処が立っていない。そして、本件事故により、運転手順書を構成する「概要」「フローチャート」「細目」の三文書の内容が互いに矛盾していたことが判明したが、被告はこの矛盾を事前にチェックすることができなかった。さらに、本件事故においては、本件原子炉施設のナトリウム漏えい検出機能に欠陥があることも判明した。
これらの事実は、被告に原子炉を適格に運転遂行する能力が欠如していることを示すものである。
２　配管の設計ミス
平成三年六月、本件原子炉施設において、総合機能試験の準備として予熱用の電気ヒーターで二次主冷却系配管を加熱した際に、配管が熱膨張により設計とは全く逆方向に変形し、また、同年七月、同じく総合機能試験において蒸気発生器細管の溶接箇所に定期検査用のプローブがひっかかり、プローブを削るという事件が発生し、被告の品質保証活動が不十分であることが露呈した。また、被告は、これらの重大な事実を内部告発によって明らかにされるまで隠し、自らの技術的能力の欠如を覆い隠していたのであって、これは、被告に原子炉を適格に運転する能力が欠如
していることを示すものである
３　東海村の再処理工場の事故
平成九年三月一一日、被告の東海村再処理工場の放射性廃棄物アスファルト固化工程において、ＴＮＴ火薬に換算して数十キログラム程度と推定される大規模な爆発事故が発生した。この事故の原因は、運転条件を変更したことにあったが、右運転条件の変更は現場サイドだけで決められ、被告の技術者の検討を経ていなかったものと解される。これもまた、被告に原子炉を適格に運転遂行する能力が欠如していることを示すものである。
４　事故情報の秘匿体質
被告は、本件ナトリウム漏れ事故において、事故を過小なものに仮装するため、事故直後に事故現場を撮影したビデオテープを隠し、事故後二回目に撮影したビデオテープを更に一分間に編集したビデオのみを公開しており、追及されて二回目に撮影したオリジナルのビデオテープを、更に追及されてようやく事故直後のビデオテープを公開した。また、被告は、規制法六七条に基づいて科学技術庁長官に本件事故を報告するに当たり、虚偽の事実を報告し、規正法違反（虚偽報告の罪）により、被告が罰金二〇万円、被告の職員二人が各罰金一〇万円の刑事処分を受けた。
さらに、被告は、右東海村再処理工場の事故についても、事故情報を隠匿し、虚偽報告を行ったことで刑事処分を受けた。
これらの事実からすれば、被告の組織をあげての事故隠し体質は明らかであり、これは、被告に原子炉を適格に運転遂行する能力が欠如していることを示すものである。
二　しかし、これまで認定してきたとおり、本件原子炉施設がその設計において安全性を確保し得るものであり、運転段階においても前記（第一）で判断したような安全確保対策が取られていれば、本件原子炉施設において事故の発生は防止されるということができ、原告らが指摘するような過去の事故や組織の体質は、これを十分に考慮しても、本件原子炉施設において、運転に起因する事故が発生し、原告らの生命、身体に被害が及ぶ具体的な危険性があると認めるには足りないというべきである。


したがって、この点についての原告らの主張は理由がない。第九章　蒸気発生器伝熱管破損事故の防止対策及び本件ナトリウム漏えい事故につ
いて
第一　蒸気発生器伝熱管破損事故について
原告らは、本件原子炉施設において、蒸気発生器伝熱管破損事故が発生するおそれがあり、また、その場合には、炉心にまで影響が及び、炉心溶融事故となる可能性がある旨主張する。
そこで、以下、右原告らの主張について検討するが、まず、本件原子炉施設の蒸気発生器の概要、蒸気発生器伝熱管破損事故の意義、本件安全審査の内容（事故防止に係る安全確保対策）について検討した上で、原告らの主張に対して判断を示すことにする。
一　本件原子炉施設の蒸気発生器設備の概要
次の事実は当事者間に争いがない。
本件原子炉施設の蒸気発生器は、二次冷却材ナトリウムの熱を水、蒸気系に伝達する熱交換器であり、ナトリウムの熱によって水を蒸気（過熱蒸気）に変える蒸発器と、蒸発器で生成された蒸気（過熱蒸気）を更に過熱する過熱器とから成り、いずれも、外径約三メートルの胴部の中に、ヘリカルコイル（らせん）形の伝熱管約一五〇本を内蔵する構造となっており、伝熱管の内部を被加熱体である水、蒸気が流れ、伝熱管の間を加熱体であるナトリウムが胴部の上部から下部へ下降し、伝熱
管壁を介して熱交換が行わ
れる。
蒸発器及び過熱器は、二次主冷却系三系統の系統ごとに各一基ずつ設置されており、蒸気発生器設備として、蒸発器及び過熱器のほか、ナトリウム・水反応生成物収納設備等が設置されており、また、蒸気発生器計装として、水漏えい検出設備等が設置されている。
二　事故の意義
蒸気発生器伝熱管破損事故とは（本件原子炉の出力運転中に何らかの原因で蒸気発生器の伝熱管が破損し、大規模なナトリウム・水反応によって、当該蒸気発生器を有する二次主冷却系ループ内の圧力が過度に上昇した場合に、右の蒸気発生器を始め、当該蒸気発生器を有する二次主冷却系ループの中間熱交換器等が損傷するおそれのある事象である。
すなわち、蒸気発生器伝熱管が破損すると、圧力差によって水、蒸気がナトリウム中に漏えいしてナトリウム・水反応が生じ、次のように隣接する伝熱管等がその影響を受けるおそれがある。
１　水漏えい率（単位時間当たりの水漏えい量）が毎秒〇・一グラム程度を下回る場合には、影響の及ぶ範囲は昀初の漏えい管自身に限定され、反応生成物によってリーク孔が塞がれてナトリウム・水反応が終止するか、リーク孔が腐食により拡大する。
２　水漏えい率が毎秒〇・一グラム程度を上回ると、ナトリウム中に噴出する水、蒸気が、高温で腐食性の噴出流（リークジェット）を形成し、リークジェットにさらされた隣接伝熱管が、主として腐食によって損耗、減肉し、破損に至るおそれが生ずる（このような現象を「ウェステージ（損耗）現象」といい、初期事象に引き続き、ウェステージ現象によって隣接伝熱管に破損が伝播し、右伝熱管が破損することを「ウェステージ型破損」又は「ウェステージ型二次破損」という。）。３　水漏えい率が毎秒一〇グラム程度以上になると、リークジェットが周囲の複数の隣接伝熱管に影響を及ぼすようになるため、伝熱管にウェステージ型破損が生じるおそれがある。
４　水漏えい率が毎秒約一キログラム程度を上回るようになると、隣接伝熱管にウェステージ型破損が発生するおそれがあるほか、ナトリウム・水反応によって生じる高温の反応熱のために伝熱管壁が過熱されて、伝熱管の機械的強度が低下し、伝熱管が内部の圧力によって急速に膨れて破裂する（この現象を「高温ラプチャ（破裂）現象」といい、高温ラプチャ現象によって隣接伝熱管が破損することを「高温ラプチャ型破損」という。）おそれが生じる。一般
に、ウェステージ型破損よりも、高温ラプチャ型破損の方が、短時間に多数の伝熱管を破損させるおそれが高いとされる。
また、大量の水素ガスが発生して系内の圧力上昇が顕著となり、二次主冷却系各部や原子炉冷却材バウンダリである中間熱交換器伝熱管に圧力荷重を与えることから、機器の健全性が損なわれるおそれが生じる。
三　本件安全審査の内容
１　異常発生防止対策
証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書四・五八丁表、同裏及びＰ９調書七・一三丁表ないし一四丁表）、乙一六・八―五―二頁、一〇―二―三七頁、一〇―三―六三頁及び乙イ四三によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設について、蒸気発生器伝熱管からの水、蒸気の漏えいを防止するために、次の対策（異常発生防止対策）が講じられていることを確認したことが認められる。
（一）　伝熱管の材料には、蒸発器、過熱器のそれぞれについて、その使用条件に適合する材料が使用される。
（二）　伝熱管の溶接部は、構造信頼性や欠陥検出性に優れた突き合わせ溶接継手構造とした上、全自動の電気溶接機で施工し、非破壊検査等の所定の検査を行う。（三）　伝熱管の腐食を防止するため、ナトリウム純度及び水質を管理するコールドトラップ、プラギング計、脱気器、復水脱塩装置等が設置される。
２　異常拡大防止対策（影響緩和対策）
乙一六・八―五―六頁、八―九―一五頁、一〇―二―三七頁、一〇―三―六二頁ないし六四頁及び乙イ四三によれば、本件安全審査においては、万一、蒸気発生器伝熱管が損傷し、水、蒸気の漏えいが発生した場合であっても、水、蒸気の漏えい規模が拡大したり、系内の圧力が顕著に上昇することを防止し、事象ないし事故を安全に終止させることができるように、次の影響緩和対策が講じられていることを確認したことが認められる。
（一）　設備等
（１）　水・蒸気系と一次主冷却系との間には二次主冷却系が設けられる。（２）　様々な規模の水漏えいに対し早期にその発生を検知するための設備として、水素計、カバーガス圧力計及び圧力開放板開放検出器が設置される。（３）　大規模なナトリウム・水反応の影響を緩和するため、圧力開放板や反応生成物収納容器等から構成されるナトリウム・水反応生成物収納設備が設置される。
（二）　漏えいの検知等
微小な水、蒸気の漏えいが生じてナトリウム中水素濃度の上昇率が増加した場合
には、ナトリウム中水素計の警報に
よって運転員が手動操作で水漏えい信号を発する。右上昇率が更に増加した場合には、自動的に水漏えい信号が発せられる。水、蒸気の漏えいが中規模以上である場合には、蒸発器カバーガス圧力計又は圧力開放板開放検出器により自動的に水漏えい信号が発せられる。
（三）　事象、事故の終止等


水漏えい信号が発せられると、漏えいの規模に関係なく、自動的に二次主冷却系循環ポンプ及び主給水ポンプの運転が停止し、蒸気発生器の水・蒸気側が遮断されると共に、水・蒸気系の高速ブロー系が作動して伝熱管内に保有する水、蒸気が急速にブロー（排出）され（過熱器及び蒸発器の隔離を含む右一連の動作を「蒸気発生器の緊急停止」という。）、ナトリウム・水反応は安全に終息する。また、原子炉は、右各ポンプの停止に伴う「二次主冷却系循環ポンプ回転数低」信号や「二次主冷却系流量低」信号によって緊急停止する。
蒸気発生器伝熱管から大規模な水、蒸気の漏えいが起こり、万一、ナトリウム水反応により二次主冷却内の圧力が異常に上昇した場合には、蒸気発生器及び原子炉の各緊急停止に加え、圧力開放板が開放されて過度の圧力上昇を抑えると共に、右反応により生成した水素ガスやその他のナトリウム・水反応生成物は反応生成物収納容器内に回収され、右水素ガスは分離されて燃焼処理される。
３　事故の解析評価
（一）　設計基準リークの想定
乙一六・一〇―三―六五頁、乙イ四三及び乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）四七表ないし五〇丁裏によれば、被告は、「蒸気発生器伝熱管破損事故」の解析評価において、評価の前提として、安全上余裕を持って想定すべき伝熱管の昀大水漏えい率（以下「設計基準リーク」という。）を設定したこと、そして、水、蒸気がナトリウムに接した直後に発生する急峻な圧力パルス（初期スパイク圧）の評価の前提としては、伝熱管一本が瞬時に両端完全破断（いわゆるギロチン破断）した際の水漏えい率を、初期スパイク圧減衰後、事故終止まで持続する水素ガスの圧力（準定常圧）の評価の前提としては、水、蒸気の漏えいが周囲の伝熱管（隣接伝熱管）に影響を及ぼし、隣接伝熱管が二次的に破損するメカニズムとしては、ナトリウム中に水、蒸気が噴出して形成されるリークジェットによるウェステージ（損耗）型破損を前提として、伝熱管四本の両端完全破断に相当する水漏えい率を想定したことが認められる。
また、右各証拠に
よれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針において、伝熱管の破損に対して十分な発生防止対策が取られていることに照らして、初期スパイク圧の評価の前提として、伝熱管一本が瞬時に両端完全破断した際の水漏えい率を仮定することは、保守的な解析条件ということができ、妥当であると判断したこと、漏えいの位置についても、水漏えい率が昀大となる蒸発器の管束部の下部を破損位置としていることから、妥当であると判断したことが認められる。
そして、右各証拠に加え、甲イ三八三によれば、本件安全審査においては、被告等が行った実験結果等によると、一本の伝熱管の昀初の破損規模が伝熱管一本の昀大水漏えい率未満では右の破損伝播が生ずるが、その場合に初期に破損した伝熱管及びその周囲で破損した伝熱管の水漏えい率の合計は、昀大でも二本の伝熱管が完全破断して漏えいする水漏えい率を若干上回る程度であることなどから、準定常圧の評価の前提として、伝熱管四本が同時に完全破断した場合に相当する水漏えい率を仮定することは、保守的な解析条件ということができ、妥当であると判断したことが認められる。
（二）　解析結果
乙一六・一〇―三―六三ないし六五頁によれば、本件安全審査においては、①蒸気発生器を流れる二次冷却材ナトリウムには放射性物質は含まれておらず、蒸気発生器は、二次主冷却系の各系統ごとに独立して設置されていることから、本件原子炉施設において、一系統の蒸気発生器設備に伝熱管の破損事故が万一発生したとしても、他の健全な二系統の蒸気発生器設備に影響が及ぶことや、その影響が炉心に影響に及ぶことはなく、周辺に放射性物質が異常に放出される危険のないことを確認したこと、また、②被告が右の設計基準リーク（初期スパイク圧の評価の前提は伝熱管一本の両端完全破断に相当する水漏えい率、準定常圧の評価の前提は伝熱管四本の両端完全破断に相当する水漏えい率をそれぞれ想定している。）を前提に蒸気発生器伝熱管破損事故について解析評価し、事故は安全に終止し、また、これにより生じる初期スパイク圧及び準定常圧に対し、蒸気発生器、二次主冷却系の機器、配管及び中間熱交換器を含む原子炉冷却材バウンダリの健全性は保たれるという結論が得られたことについて、その妥当性を確認したことが認められる。
四　原告らの主張について
１　異常発生防止対策につ
いて
（一）　応力腐食割れ、腐食、脱炭、浸炭等による蒸気発生器伝熱管の損傷に対す
る防止対策について
（１）　原告らは、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管は、応力腐食割れ、腐食、脱炭、浸炭などにより損傷する旨主張する。
（イ）　応力腐食割れについては、弁論の全趣旨によれば、機器、配管に係る①材料の耐食性の低下、②腐食環境の存在、及び③過度の応力の存在という三つの要素が重畳したときに初めて生じるものであり、右各要素のうちの一つでも取り除くか、あるいは、右各要素を緩和ないし低減すれば、その発生を防止できることが認められる。
そして、証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書七・一三丁表、裏）乙一六・八―五―二頁、一〇―二―三七頁及び乙イ四三によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の蒸気発生器（蒸発器及び過熱器）の伝熱管の材料として、使用条件に対する材料の特性を考慮し、水を蒸気に変える蒸発器の伝熱管には、水、蒸気の環境下で使用されるため、応力腐食割れにも強いクロム・モリブデン鋼が、高温の過熱蒸気の環境下で使用される過熱器の伝熱管には、高温での強度に優れたオーステナイト系ステンレス鋼がそれぞれ使用されることを確認し、使用環境の要素についてみると、過熱器の伝熱管には、湿分を含まない過熱蒸気を流入させることとしていること、応力腐食割れの発生に深く関係する溶存酸素等が十分低減された水質に維持できるように脱気器等が設置されることを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない（なお、ナトリウム中の酸素は、ナトリウムが化学的に活性であり、ナトリウムの化合物として存在するため、応力腐食割れの要因にはならない。）。そうすると、本件原子炉施設においては、右応力腐食割れの発生の原因となる三要素のうち、少なくとも①と②を取り除き、あるいはこれらを緩和ないし低減することができるといえるから、伝熱管の応力腐食割れの発生の可能性は極めて低いということができる。


（ロ）　ナトリウムによる伝熱管の腐食についても、前記（第七章第五、三、２、（四）、（１）、（ロ）、（ａ））及び右（イ）のとおり、本件安全審査においては、右腐食の原因となるナトリウム中の酸素等の不純物を適切に除去できるようにコールドトラップが設けられること、脱気器や水中の不純物を取り除復水脱塩装置等が設置されることを確認している。
したがって、本
件原子炉施設においては、ナトリウムによる腐食による伝熱管の破損の可能性は極めて低いということができる。
（ハ）　ナトリウム中での脱炭や浸炭については、前記（第七章第五、三、２、（四）、（１）、（ロ）、（ｂ））のとおり、本件原子炉施設の過熱器の伝熱管の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼と、蒸発器の伝熱管の材料であるクロム・モリブデン鋼とにおける活性炭素濃度の相違により、オーステナイト系ステンレス鋼は浸炭し、また、クロム・モリブデン鋼は脱炭される傾向にあることが認められる。しかし、本件安全審査においては、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管の材料には、その使用条件に適合する材料が使用されることを確認している上、配管や伝熱管の具体的な設計において、浸炭、脱炭による材料の強度低下を考慮した設計がされていないと疑わせるような証拠はなく、また、これまでに浸炭や脱炭により配管や伝熱管が強度を失って破損したという事例があるという証拠もないことからすれば、本件原子炉施設において、伝熱管が脱炭や浸炭により破損する可能性があるとはいえない。また、仮に伝熱管が破損した場合であっても、事故を安全に終息させることができることは前記（三、３）のとおりである。（ニ）　したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（二）　溶接時における残留応力、組立ての困難さについて原告らは、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管に採用されているヘリカルコイル型は、溶接時における残留応力が問題であると共に、伝熱管の組み立てが困難である旨主張する。
しかし、溶接部があるからといって、直ちに危険であるということはできないし、証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書七・一四丁表）、・乙一六・一〇―三―六三頁及び乙イ四三によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の蒸気発生器伝熱管の溶接部は、構造信頼性や欠陥検出性に優れた突き合わせ溶接継手構造とした上、全自動の電気溶接機で施工し、非破壊検査等の所定の検査の結果、異常のないことが確認されたことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　溶接のたれ込みについて
原告らは、平成３年七月に本件原子炉施設の蒸発器伝熱管内で、伝熱管の傷の有無等を検査するために管内に挿入した探傷プローブが引っ掛かるという事象が発生
したこ
とから、右事象が発生した原因は伝熱管の溶接のたれ込みであり、このような溶接のたれ込み部分では腐食、振動、応力集中によって伝熱管が損傷するおそれがあり、また、被告が右事象の対策として右プローブの保護カバーを削ったことにより、右プローブの探傷性能が低下した旨主張し、証人Ｐ１０（Ｐ１０調書一・五三丁裏ないし五六丁表）はこれに沿う証言をする。
しかし、証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書七・一五丁表、同裏）によれば、右事象が発生した原因は、右プローブのケーブルを伝熱管内に挿入した際にケーブルが伝熱管と接触し、摩擦が増加したことによることが認められる。また、前記（二）のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の蒸気発生器伝熱管の溶接部は、構造信頼性や欠陥検出性に優れた突き合わせ溶接継手構造とした上、全自動の電気溶接機で施工し、被破壊検査等の所定の検査の結果、異常のないことが確認されており、他に溶接のたれ込みが存在することを認めるに足りる証拠はない。そして、探傷プローブの性能については、証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書七・一六丁表、同裏）によれば、保護カバーはセンサーではなく、探傷性能とは無関係であることが認められる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（四）　流動不安定現象について
原告らは、本件蒸気発生器には流動不安定現象により安全性が確保できないと主張し、その根拠として、平成七年五月に本件原子炉施設の原子炉が自動停止したことについて、右事象は、本件原子炉施設の蒸気発生器のように、ダウンカマー部（蒸気発生器内の流動しない静止ナトリウム中にある伝熱管の下降管）を有する蒸気発生器特有の流動不安定現象により発生したことを指摘し、甲イ一九〇にはこれ
に沿う記載がある
しかし、甲イ二二三、乙イ四七・三・四・四―四頁、乙イ四八・三・四・四―三頁及び乙イ五一によれば、右事象は、水・蒸気系の流量等の制御回路の制御定数の設定が適切でなかったことによるものと判断されていることが認められ、本件原子炉施設の蒸気発生器にダウンカマー部が存在することによるものではないのであるから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
２　異常拡大防止対策（影響緩和対策）について
（一）　水素計について
（１）　原告らは、本件安全審査において水漏えい検出設備である水素計の設置箇
所や機能が審査されていない旨主張する
。しかし、甲イ三〇二、乙一六・八―九―一五頁及び乙イ四三によれば、本件安全審査においては、二次主冷却系配管のナトリウム中の水素計については、毎秒約〇・一グラム未満の微小な漏えいでも確実に検出し得るものであること、また、蒸気発生器カバーガス空間にも水素計が設けら為ることを確認したことが認められる。そして、これ以上の水素計の具体的な設置位置については、詳細設計が定まらなけば決定することができないと認められるから、これを本件安全審査において審査しなかったことに不合理な点はないというべきである。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（２）　また、原告らは、本件原子炉施設のナトリウム中水素計による検出には限界があり、また、水漏えいの検知は原子炉トリップ信号と連動されておらず、水漏えい信号を発するためには運転員が操作しなければならず、右操作の遅れによって、重大な結果に至ることを未然に防止できない旨主張し、甲イ三八五にはこれに沿う記載がある。


しかし、右（１）のとおり、本件原子炉施設のナトリウム中水素計は、毎秒約〇・一グラム未満の微小な漏えいをも確実に検出し得るものであって、その性能については、被告が実際にナトリウム中に微量の水ないし水素を注入する試験を行って確認したことが認められる。これに対し、証人Ｐ１０は、本件原子炉施設の水素計は、他の健全な伝熱管に破損が伝播する前に小、中規模の漏えいを検知することはできない旨証言するが（証人Ｐ１０調書五・七六ないし七八頁）、右証言は合理的根拠が示されておらず、採用できない。
そして、運転員の操作については、乙イ四三によれば、微小な漏えいの場珊合には、運転員が、水素計が発する警報に基づいて水漏えい信号を発するとされているが、漏えい規模が拡大して毎秒約〇・一グラムを超える小、中規模の水漏えいとなった場合には、隣接伝熱管に破損が伝播するおそれが生じるので、水素計三基のうち二基がナトリウム中水素濃度の顕著な上昇を検知した時点、更には蒸発器カバーガス圧力計や圧力開放板検出器が検知した時点で、運転員が操作するまでもなく、自動的に水漏えい信号が発せられ、蒸気発生器及び原子炉の各緊急停止に至るとされていることが認められる。そうすると、微小な漏えいの場合には、運転員が水漏えい信号を発するとしても、前記二のとおり、毎秒約〇・一グラム未満の微小な漏えいの場合は直ちに隣接伝熱管に破損伝播が生じるものではなく、また、運転員が適切な措置を講じることなく漏えい規模が拡大して、毎秒約〇・一グラムを超える小、中規模の水漏えいとなった場合には、運転員が操作するまでもなく、自動的に水漏えい信号が発せられ、蒸気発生器及び原子炉の各緊急停止に至るのであるから、運転員の水漏えい信号の操作遅れが重大な結果を招来する危険性を有しているということはできない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（３）　原告らは、本件原子炉施設のナトリウム中水計は、その検出特性上、漏えい率が毎秒〇・一グラムから毎秒一キログラムまでの範囲は、漏えいを検出するまでに数十秒を要するから、蒸気発生器の緊急停止が遅れる旨主張する。しかし、前記二のとおり、毎秒約〇・一グラム未満の微小な漏えいの場合は直ちに隣接伝熱管に破損伝播が生じるものではない。毎秒〇・一グラムから一キログラムの水漏えい率においては破損伝播の可能性が生じ、甲イ三八三及び乙イ八六によれば、この場合は水素計の検出時間は昀短約一分程度であることが認められるが、この程度の水漏えい率における破損伝播の拡大する速度はそれほど大きくないから、この時間内に多大な破損伝播が生じるとはいえない。そして、毎秒一キログラム程度を上回る水漏えい率の場合は、乙イ四四によれば、水素計からの水漏えい信号よりも、カバーガス圧力計の信号や圧力開放板検出器の信号が早く発せられることになることが認められる。
そうすると、水素計の検出時間の遅れにより、本件原子炉施設の緊急停止が遅れ、重大な事態が生じることは想定し難いというべきである。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（二）　ナトリウム・水反応による二次主冷却系配管の大口径破断等について原告らは、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管が破損した場合には、ナトリウム・水反応により、中間熱交換器の破壊、二次主冷却系配管の大口径破断等が生じる旨主張する。
しかし、乙一六・一〇―三―六二ないし六四頁及び乙イ四三によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設において万一蒸気発生器の伝熱管から二次主冷却系内の圧力が顕著に上昇するような大規模な水漏えいが発生した場合には、二次主冷却系の各系統ごとに設置されたナトリウム・水反応による生成物を収納する反応
生成物収
納容器設備へと続く圧力開放板が破れ、二次主冷却系内の圧力を逃がして二次主冷却系内の過度の圧力上昇を防止すると共に、圧力開放板の開放を検出した信号によって、自動的に、主給水ポンプの停止、伝熱管内に残留した水、蒸気の急速ブローが行われる結果、ナトリウム・水反応は終止し、また、各ポンプの停止に伴い、「二次主冷却系循環ポンプ回転数低」信号、「二次主冷却系流量低」信号によって原子炉が自動停止することを確認したことが認められ、その合理性に疑いを入れるような証拠はない。したがって、本件原子炉施設において、蒸気発生器の伝熱管の破損によるナトリウム・水反応により二次主冷却系配管の大口径破断等が生じることは想定し難く、原告らのこの点についての主張は理由がない。
３　事故の解析評価について
（一）　設計基準リークについて
原告らは、「蒸気発生器伝熱管破損事故」に係る解析評価の解析条件のうち、初期スパイク圧の評価の前提として、伝熱管一本が瞬時に両端完全破断することを仮定したこと、準定常圧の評価の前提として、伝熱管四本が同時に両端完全破断した場合に相当する水漏えい率を仮定したことは、いずれも恣意的で合理性がなく、これ以上の事故が発生する旨主張する。そして、その根拠として、英国のＰＦＲの事故において高温ラプチャ型破損（以下「高温ラプチャ」という。）により四〇本の伝熱管が破損したこと、海外のＰＷＲの蒸気発生器伝熱管破損事故の解析の前提条件等を挙げるので、以下検討する。
（１）　高温ラプチャの発生について
（イ）　伝熱管破損伝播試験について
原告らは、被告がＳＷＡＴ―３を用いて行った伝熱管破損伝播試験について、本件原子炉施設の定格出力時の蒸発器を模擬したＲＵＮ―１６やＲＵＮ―１９において、伝熱管が高温ラプチャによって破損したことを挙げ、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管が高温ラプチャによって破損する具体的可能性がある旨主張する。（ａ）　この点、乙イ四三及び四四によれば、次の事実が認められる。①　被告は、昭和五六年、本件原子炉施設の定格出力時の蒸発器を模擬して伝熱管破損伝播試験ＲＵＮ―１６を行ったが、右試験においては、初期水リーク率を毎秒二・二キログラムとし、リークジェットのターゲットとなる伝熱管（ターゲット管）としては、ターゲット管の破損による水漏えい率の拡大を模擬するための静止
水管（水、蒸気の流動がない
ようにした伝熱管）と、伝熱管内部の圧力条件を模擬するためのガス加圧管（水、蒸気の代わりに窒素ガスを充填した伝熱管）とを用いた（この点で、いずれのターゲット管も実際の本件原子炉施設の条件を模擬したものではない。）。その結果、静止水管六本のうち一本が、また、ガス加圧管四八本のうち二四本が、それぞれ高温ラプチャによって破損するという結果が得られた。


②　一方、被告は、昭和五七年、本件原子炉施設の三〇パーセント負荷時の蒸発器を模擬して伝熱管破損伝播試験ＲＵＮ―１７を行ったが、右試験においては、初期水リーク率を毎秒一・四六キログラムとし、ターゲット管としては、ガス加圧管五九本のほか、流水管（水、蒸気を流動させている点、本件原子炉施設の蒸気発生器伝熱管の水・蒸気側の流動条件を模擬した伝熱管）四本を用いた。その結果、ガス加圧管、流水管とも破損は生じなかった。
③　そして、被告は、昭和六〇年、本件原子炉施設の蒸発器の伝熱管内の冷却効果等の条件を可能な限り模擬したＲＵＮ―１９を行ったが、右試験においては、初期水リーク率（一次リーク平均注水率）を毎秒一・八五キログラムとし、ターゲット管としては、流水管三本及びガス加圧管一五本を用いた。その結果、ガス加圧管は五本が高温ラプチャによって破損したものの、流水管は破損しなかった。（ｂ）　右認定の各試験の結果によれば、高温ラプチャによって破損したターゲット管は、いずれも本件原子炉施設の水、蒸気の流動条件を模擬していない静止水管及びガス加圧管であって、本件原子炉施設の水、蒸気の流動条件を模擬した流水管は全く破損していない。そうすると、右各試験結果から、本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管が高温ラプチャによって破損する具体的可能性があるということはできず、かえって、高温ラプチャによる破損は想定し難いということができる。（ｃ）　これに対して、原告らは、被告がＳＷＡＴ―３を用いて行った伝熱管破損伝播試験ＲＵＮ―１９は、ＲＵＮ―１６と比べて、伝熱管内の冷却効果の条件（水側条件）だけでなく、初期水リーク率、注水時間及び注水量に関する試験条件を切り下げているから、試験条件が保守的でなく、これをもって本件原子炉施設の蒸気発生器の伝熱管が高温ラプチャによって破損しないとはいえない旨主張する。しかし、甲イ四四三によれば、被告は、ＲＵＮ―１９において、本件原子炉施設
の蒸気
発生器伝熱管において高温ラプチャが発生しないことを念のため昀終的に確認するために行うこととし、この目的に照らし、本件原子炉施設の蒸発器の各種条件を可能な限り模擬する実験を行うこととしたことが認められる。また、ＲＵＮ―１９とＲＵＮ―１６を比較すると、初期水リーク率については、ＲＵＮ―１９は一・八五キログラム毎秒、ＲＵＮ―１６は二・二キログラム毎秒であり、ＲＵＮ―１９の方が小さい。しかし、乙イ四四によれば、ＲＵＮ―１９における右初期リーク率は、ＲＵＮ―１６及びそれ以前に実施したＲＵＮ―１５までの試験結果を総合的に検討した結果、ガス加圧管等で観察された高温ラプチャは、水リーク率が二キログラム毎秒前後の場合に発生すると考えられることから設定されたものであることが認められ、ＲＵＮ―１９の一・八五キログラム毎秒が、ＲＵＮ―１６の二・二キログラム毎秒よりも保守的でないということはできない。次に、注水時間については、ＲＵＮ―１９の三二秒に対し、ＲＵＮ―１６は六〇秒であり、ＲＵＮ―１９の方が短い。しかし、乙イ四四によれば、ＲＵＮ―１６とＲＵＮ―１９においてガス加圧管が高温ラプチャによって破損するに至るまでに要した昀小時間は、それぞれ約一二秒及び一三秒とほぼ同一時間となっていること、ナトリウム・水反応の反応熱によるナトリウム温度の上昇やそれに伴うナトリウム伝熱管内の温度及び応力の状態は、初期水漏えい開始後約一〇秒もあれば安定することが認められるから、カバーガス圧力計が水漏えいの検出に要する時間約一〇秒（乙イ四四により認められる。）を考慮しても、水リーク率が二キログラム毎秒前後の場合においては、注水開始から三〇秒程度水漏えいが継続すれば、高温ラプチャ発生の有無を確認する上で何ら支障となるものではないということができる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（ｄ）　また、原告らは、ＳＷＡＴ―３による各試験について、ナトリウム圧力が模擬されていない点で誤りがある旨主張し、証人Ｐ１０はこれに沿う証言をする（Ｐ１０調書二・一一丁裏、一一丁表、Ｐ１０調書四・八二頁、八三頁）。しかし、乙イ四三によれば、右各試験においては、ナトリウム圧力は、本件原子炉施設で実際に圧力開放板が破裂して圧力を開放する際の作動圧力を含めて模擬されたことが認められるから、右主張は失当である。
（ロ）　隔
離、ブローの失敗等について
原告らは、水・蒸気系の隔離後にブローが行われたり、ブローに失敗したり、更には隔離とブローが双方とも失敗したりした場合には、水、蒸気の流動が失われることから、蒸気発生器伝熱管が高温ラプチャ型破損によって多数破損する旨主張し、その根拠として、美浜原子力発電所二号炉で平成三年二月九日に発生した蒸気発生器伝熱管破損事故において伝熱管の破断と加圧器の逃し弁の不作動という多重故障が生じたことを指摘する。
しかし、乙イ四三及び乙イ四四によれば、本件原子炉施設の蒸気発生器は、高速ブロー系の放出弁が水・蒸気系の蒸気発生器の隔離に先立って開放されるように設定されていることが認められるから、水、蒸気のブロー操作時に伝熱管内の水、蒸気の流動が完全に停止することは想定し難く、他にブローに失敗したり、更には隔離とブローが双方とも失敗する可能性があると認めるに足りる証拠はない。原告らの指摘する美浜原子力発電所の事故については、右事故に係る通商産業省及び原子力安全委員会の調査報告書（甲イ一一八）において、加圧器逃し弁が作動しなかった原因は右弁が空気を供給することにより開く方式であったところ、定期検査の際に、右弁に空気を供給する系統の元弁を誤って閉止したために、右弁を開くために必要な空気が供給されなかったことにあるとされており、それが、設計上の問題ではなく、運転管理上の問題に起因するものであったことが明らかにされている。そして、前記第八章のとおり、本件原子炉施設の運転段階における安全確保対策は、その安全性を確保するのに十分なものということができるから、右事故が発生した事実は、本件原子炉施設において多重故障が起こることの根拠となるものではないというべきである。


したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（ハ）　ドイツのインターアトム社の伝熱管破損伝播試験について原告らは、ドイツのインターアトム社の伝熱管破損伝播試験において、水流動のある伝熱管（流水管）でも高温ラプチャが発生したことから、伝熱管内部の水、蒸気の流動が失われなくとも、高温ラプチャが発生する旨主張する。しかし、甲イ四四三及び乙イ四四によれば、インターアトム社が試験に用いた三種類のターゲット管は、外径が二六・九ミリメートル、一七・二ミリメートル及び二五ミリメートルの細径管であること、他方、本件原子炉施設蒸発器伝熱管やＳＷＡＴ―３を用いた試験（以下「ＳＷＡＴ試験」という。）のターゲット管は、外径が三一・八ミリメートルの太径管であることが認められる。そうすると、右インターアトム社の実験は、本件原子炉施設蒸発器伝熱管を模擬したものではないというべきであり、右試験結果から、本件原子炉施設蒸気発生器伝熱管において、高温ラプチャが発生する具体的可能性があるということはできない。
また、いわゆるラプチャ（破裂）型破損には、短時間に伝熱管の機械的強度が低下して破裂に至る典型的な高温ラプチャのほか、隣接伝熱管が比較的長時間にわたってリークジェットを受けて伝熱管にウェステージ（損耗、肉厚減少、減肉）が生じ、右伝熱管の機械的強度自体が低下して起こるウェステージ先行型ラプチャがある。そして、インターアトム社の実験については、①前記のとおり、本件原子炉施設の蒸発器伝熱管やＳＷＡＴ試験のターゲット管が太径管（外径三一・八ミリメートル）であるのに対して、インターアトム社が試験に用いた三種類のターゲット管はいずれも細径管（二六・九ミリメートル、一七・二ミリメートル、二五ミリメートル）であるから、インターアトム社の各ターゲット管は、本件原子炉施設の蒸発器伝熱管やＳＷＡＴ試験に比べて、伝熱管全体がリークジェットに包まれ全面的に反応熱によって加熱されやすく、ウェステージ先行型の高温ラプチャが発生しやすい条件下にあったこと、②乙イ八六によれば、インターアトム社が行った伝熱管破損伝播試験のうち、ターゲット管として、本件原子炉施設の蒸発器と同様の材料が用いられ、かつ、流水管が用いられたテスト（ＶＥＲＳＵＣＨ）３、同４及び同７の三回の各試験のいずれにおいても、水リーク率毎秒約六〇ないし一七五グラムにおいて、約二〇ないし五〇秒前後にわたり水リークが継続した後、流水管が破裂していること（この場合、当初の水リークによって伝熱管が相当程度減肉したと考えられるから、このような条件下でウェステージ先行型の高温ラプチャが発生したことは十分にありうる。）、③乙イ八六・三二〇頁の写真によれば、テスト７においては、冷却効果のある流水管は外形が大きく膨れていないのに対し、冷却効果のないガス加圧管は大きく開口して破損しており、前者はウェステージ先行型破損をしたのに対して、後者は典型的な高温ラプチャ型破損をしたことがそれぞれ認められる。
そうすると、インターアトム社の伝熱管破損伝播試験において見られた流水管の破損は、典型的な高温ラプチャとは異なると解されるから、この点からみても、右試験結果から、本件原子炉施設の蒸気発生器伝熱管において、高温ラプチャが発生する具体的可能性があるということはできない。
（ニ）　ＰＦＲ事故について
原告らは、昭和六二年二月に、英国の高速増殖原型炉ＰＦＲにおいて蒸気発生器伝熱管が四〇本破損した事故（以下「ＰＦＲ事故」という。）が発生したことから、本件原子炉施設においても右事故と同様に高温ラプチャにより伝熱管が多数破損する事故が発生する可能性がある旨主張し、甲イ三八五にはこれに沿う記載がある。
そこで、以下、右事故の発生及び拡大の原因について検討し、本件原子炉施設において同様の事故が発生する可能性があるか否か検討する。
（ａ）　事故発生及び拡大の原因
ＰＦＲ事故については、①甲イ二一二及び甲イ六一によれば、過熱器内の内筒（六枚の曲板の端を溶接せずに重ね合わせて円筒状に組み上げたもの）の隙間から漏えい流が生じ、これによって周辺の伝熱管が振動して内筒と擦れ、フレッティング摩耗によって一三本の伝熱管に減肉が生じ、右減肉と振動による疲労とによって一本の伝熱管に亀裂が入って蒸気の漏えいが始まり（初期事象）、その影響によって、やはり減肉、疲労していた他の伝熱管に破損が伝播して（二次破損）事故が拡大したこと、②甲イ一二五及び甲イ二一二によれば、事故当時、ナトリウム中水素系が自動トリップ機能から取り外されており、更に、事故を起こしたループの水素計自体がその一時間前に全数故障していたため、漏えいを早期に検知することができなかったこと、③乙イ四三及び乙イ四四によれば、ＰＦＲの過熱器には蒸気を短時間で排出する高速ブロー系が設置されておらず、ブロー弁が作動を開始してから完全に開き終わるまでに約二三秒を要するような低速ブロー系しか設置されていなかったため、蒸気発生器の緊急停止によって蒸気の流動が停止してその冷却効果が失われたにもかかわらず、低速ブロー系による減圧が速やかに開始されず、当初の一五秒間はほとんど減圧しなかったことから、多数の伝熱管が過熱して高温ラプチャが発生し、事故が拡大したことがそれぞれ認められる。
（ｂ）　本件原子炉施設との関係
ＰＦＲ事故の初期事象の原因は、右のとおり、過熱器の内筒が重ね合わせ構造であったこと及び内筒がナトリウムの流路であったために漏えい流が生じたことにあるが、これに対し、甲イ六一、乙イ四三、乙イ四四及び乙ホ二の一（証人Ｐ８調書一）五二丁表ないし五三丁裏によれば、本件原子炉施設の蒸気発生器の内筒は、これとは異なる溶接による一体構造であって、ナトリウムの漏えい流が生じることはないこと、また、ナトリウムの流路を形成するものでもないため、運転時でもナトリウムは流動せず、仮に内筒に孔が開いたとしても、管束側に漏れ出す力が働くことはないことが認められる。
また、事故拡大の原因については、乙イ四三、乙イ四四及び乙イ七九によれば、本件原子炉施設では、ナトリウム中水素計を自動トリップ機能から取り外すことは設計上予定されていないこと、蒸発器、過熱器のいずれにも高速ブロー系が設置されており、高速ブロー系のブロー弁が水・蒸気系の隔離に先立って開放されるように設定されていることから、水、蒸気のブロー操作時に伝熱管内の水、蒸気の流動が完全に停止することはないことが認められる。
したがって、本件原子炉施設において、ＰＦＲ事故と同様の事故が発生することは想定し難いというべきである。
（ｃ）　原告らの主張について


（い）　原告らは、高速ブロー系は高温ラプチャ型破損を防止するのに有効でない旨主張し、その根拠として、ＰＦＲ事故後に開催された平成元年の日英専門家会議の際、英国専門家が、①ＰＦＲでは、当初高速ブロー系が設置されていたが、有効でないという理由で取り外されていた旨発言したこと、②高速ブロー系があれば、破損伝熱管は一〇本は減少した旨発言したこと、③ＰＦＲ事故では、破損孔からのリーク量が大きいので、高速ブロー系の効果は大きくないかもしれない旨発言したことを指摘する。
しかし、①の点については、乙イ四四によれば、ＰＦＲにおいては、事故後、調査結果を踏まえて高速ブロー系の重要性が認識され、再びこれが設置されたことが認められるから、事故前に取り外されていたことをもって、高速ブロー系が有効でないということはできない。
②の発言については、乙イ四四によれば、ＰＦＲ事故の原因調査を担当した英国ＡＥＡ社の技術者が、仮に過熱器に高速ブロー系が設置されていたならば、破損したのはフレッティングを受けていた初期漏えい管と他の伝熱管三本に止まっていた
であろうと発言していることが認められ
ることに照らせば、右発言を高速ブロー系が設置されていてもなお高温ラプチャが生じるという趣旨に解することはできないというべきである。③の発言についても、ＰＦＲ事故においては多数の伝熱管が破損したことから、多数の伝熱管が破損した後は破損孔からのリーク量が大きいため、減圧の効果は大きくないかもしれない旨を述べたものと解することができ、ＰＦＲ事故時の状況を離れて、一般的に、高速ブロー系の本来的な減圧機能や高温ラプチャの発生防止機能に占める効果が大きくないとする趣旨と解することはできない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（ろ）　原告らは、ＰＦＲ事故の際、蒸気発生器が緊急停止した一〇秒後に、過熱器伝熱管内の蒸気圧力は七気圧に低下しており、ＰＦＲの蒸気発生器の低速ブロー系は、本件原子炉施設の蒸気発生器の高速ブロー系の能力と同程度であるから、本件原子炉施設においても高温ラプチャが発生するおそれがある旨主張する。この点、甲イ二一二及び乙イ四四によれば、ＰＦＲ事故においては、蒸気発生器が緊急停止した一〇秒後には、蒸気圧力が七気圧まで低下したことが認められ、甲イ二一二には「自動的な防護動作は、わずか一〇秒の間で有効に完了した。」旨の記載があることが認められる。しかし、乙イ四四によれば、ＰＦＲの過熱器の低速ブロー系は、トリップ発報後の昀初の一五秒間はほとんどブローできないことが認められ、右証拠は、甲イ二一二の記載を踏まえた上で被告が英国ＡＥＡにした照会に対する回答であるから、これに照らせば、右甲イ二一二の記載は誤りであると解される。したがって、右の減圧は、原告らが主張するように、低速ブロー系が作動したことによるものではなく、むしろ、甲イ一二五の一及び乙イ四四にあるとおり、低速ブロー系の作動が間に合わなかったことから高温ラプチャ型破損に至り、その破損口から蒸気が過熱器のナトリウム側に漏出したことによるものと解するのが自然である。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（は）　なお、甲イ二一二及び乙イ四四によれば、ＰＦＲ事故では四〇本の過熱器伝熱管が破損したが、これによる水漏えい率は、蒸発器伝熱管一本を想定したＰＦＲの設計基準リークを下回る上、本件原子炉施設の準定常圧の設計基準リークをも下回るものであったことが認められる。したがって、この点からみても、ＰＦＲ事故は、本件安全審査の合理性ひいては本件原子炉施設の安全性を左右するものではないというべきである。
（ホ）　安全総点検の結果について
原告らは、被告が平成八年から九年にかけて実施した本件原子炉施設の安全総点検の結果において、蒸気発生器伝熱管の構造健全性評価手法等の検証を行うとしたことは、本件原子炉施設において高温ラプチャの発生するおそれがあることを示すものである旨主張する。
この点、乙イ四四及び乙イ四七・三・四・五―二頁、六頁によれば、確かに、安全総点検の結果報告書には、蒸発器のブロー動作中に安全裕度が少なくなる場合があり、構造健全性評価手法を整備する必要がある旨記載されていることが認められる。
しかし、乙イ四三、乙イ四四及び乙イ四七・三・四・三―六頁によれば、安全総点検における右の指摘は、本件原子炉施設の蒸発器伝熱管の材料で餅あるクロム・モリブデン鋼について、高温ラプチャ型破損の評価に必要な急速破損時の強度データが不足していたため、いわば簡易な手法として、比較的緩慢なひずみ速度による引張試験で得られた強度データを補正して解析を行った結果、安全裕度が少ない場合があるとされたことから、右クロム・モリブデン鋼の急速破損時の強度データを取得し、計算コード等の信頼性を確認した上で、再度評価を行う必要がある旨を述べたものであることが認められるから、右は、直ちに本件原子炉施設の蒸気発生器において、高温ラプチャ型破損が生じるおそれがあるとするものではないと解される。
また、乙イ四三及び乙イ四四によれば、被告は、右安全総点検における指摘を踏まえ、クロム・モリブデン鋼伝熱管について、急速加圧試験、急速加熱試験を行い、急速内圧破損時の強度データを採取し、構造健全性評価手法の改定や高温強度基準値の策定、さらに解析コードの検証等の検証を行い、これら昀新の知見に基づいて、本件原子炉施設の過熱器及び蒸発器について再評価をした結果、いずれもすべての運転条件において高温ラプチャ型破損が発生する条件とはならない旨の結論を得たことが認められる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　周辺の伝熱管の損傷について
原告らは、美浜原子力発電所二号炉で平成三年二月九日に発生した蒸気発生器伝熱管破損事故や前記ＰＦＲ事故を根拠として、一本の伝熱管が破損した場合には、
その周辺の伝熱管に


おいても同一の原因で破損に至るような損傷が進んでいる旨主張する。しかし、右美浜発電所二号炉の事故の原因については、右事故に係る通商産業省及び原子力安全委員会の調査報告書（甲イ一一八）において、伝熱管の振動を防止するために設置されていた「振止め金具の施工が設計どおりであれば伝熱管破断及び周辺管の磨耗は発生しなかったと判断する。」とされており、それが、設計上の問題ではなく、施工上の問題に起因するものであったことが明らかにされている。そして、前記（第八章）のとおり、本件原子炉施設における運転段階における安全確保対策は、その安全性を確保するのに十分なものということができるから、右事故が発生した事実から、本件原子炉施設においても、一本の伝熱管が破損した場合には、その周辺の伝熱管においても同一の原因で破損に至るような損傷が進んでいるということはできない。
また、ＰＦＲの事故の原因は、前記（（１）、（二）、（ａ）及び同（ｂ））のとおり、過熱器の内筒曲板を重ね合わせた隙間からナトリウムが漏れ、漏れたナトリウムの流れによって伝熱管が振動し、内筒と擦れて磨耗し、減肉するというフレッティング現象が起きたことにあり、内筒の構造に設計上問題があったことにあるところ、本件原子炉施設の蒸気発生器の内筒は、これとは異なる溶接による一体構造であって、ナトリウムの漏えい流が生じることはなく、また、ナトリウムの流路を形成するものでもないため、運転時でもナトリウムは流動せず、仮に内筒に孔が開いたとしても、管束側に漏れ出す力が働くことはない。したがって、ＰＦＲ事故が発生した事実から、本件原子炉施設の蒸気発生器において同様の事故が起こるということはできないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（３）　ＢＮ―三五〇の蒸気発生器事故について
原告らは、一九七三（昭和四八）年に、旧ソ連の高速増殖原型炉ＢＮ―三五〇で発生した蒸気発生器伝熱管からの水漏えい事故を挙げて、本件原子炉施設の蒸気発生器の安全性は確保されない旨主張する。
しかし、甲イ五七によれば、右事故は、伝熱管下部の、キャップを用いた溶接方法によって溶接した部位の欠陥により生じたことが認められるところ、前記（三、１、（二））のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の蒸気発生器伝熱管は、構造信頼性や欠陥検出性に優れた、伝熱管同士を突き合わせて自動溶接する構造とされることを確認している。したがって、本件原子炉施設において右事故と同様の事故が起こることは想定し難いから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（４）　海外の軽水炉の設計基準事故の見直しについて原告らは、近年、海外では軽水炉の蒸気発生器細管の破断事故の事故評価が厳しい方向で見直されていることからすれば、本件原子炉の事故想定は不十分である旨主張する。すなわち、原告らは、①アメリカでは、原子力規制委員会が報告ＮＵＲＥＧ―〇八四四において、蒸気発生器伝熱管破損のリスク評価と伝熱管の健全性の問題を取り上げており、その中で、設計基準事象の再評価に関して、複数本の破断及び主蒸気管の破断事象との組合せを今後の継続検討課題としていること、②フランスでは、二本破断を状態四（一万炉年から一〇〇万炉年に一回程度の発生頻度の事象）として想定していること、③ドイツでは、「主蒸気管破断と蒸気発生器伝熱管破損」「蒸気発生器伝熱管破損と主蒸気安全弁開固着」の複合事象の解析が行われていることを指摘する。
しかし、軽水炉の蒸気発生器と本件原子炉施設のそれとは、構造材の使用条件や冷却材等が全く異なっている。したがって、本件原子炉施設の「蒸気発生器伝熱管破損事故」の解析評価に当たって設定された前提条件が海外の軽水炉のそれと異なることをもって、直ちに右解析評価の前提条件が不当であるということはできないから、原告らの右主張は失当である。
（二）　主蒸気止め弁の開固着又は主蒸気管破断について原告らは、ＰＷＲでは、事故想定に際し、主蒸気止め弁の開固着又は主蒸気管破断をも併せて想定しているのに、本件安全審査においてこれを想定していないのは不合理である旨主張し、甲イ一九〇にはこれに沿う記載がある。この点について、甲イ一一五によれば、ＰＷＲにおいて、蒸気発生器の事故を評価するに当たって主蒸気止め弁の開固着や主蒸気管破断の想定を重ね合わせているのは、ＰＷＲでは、蒸気発生器伝熱管を境界として、放射性物質を含む冷却系（一次冷却水）と放射性物質を含まない水・蒸気系（二次冷却水）とが接していることから、環境への放射性物質の影響を評価する目的によるものであることが認められる。
しかし、本件原子炉施設の蒸気発生器において、伝熱管を境界として接する二次冷却材ナトリウムと水、蒸気とは、いずれも放射性物質を含まないから、右目的での事故想定が必要とは解されない。また、仮にＰＷＲのように主蒸気止め弁の開固着や主蒸気管破断の想定を重ね合わせたとすれば、高速ブロー系の効果が高まり、ナトリウム・水反応はより早期に終止するものと解されるから、この点でも、右事故想定をしていないことは、本件安全審査の合理性ひいては本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
五　まとめ
以上からすれば、本件原子炉施設において、蒸気発生器伝熱管破損事故が発生し、その場合にその影響が炉心にまで及び、炉心溶融事故等の重大事故の発生に至り、原告らの生命、身体に危害が及ぶ具体的な危険性があるとは認められない。
第二　本件ナトリウム漏えい事故について
原告らは、平成七年一二月六日に本件原子炉施設において発生した二次冷却材ナトリウム漏えい事故（以下「本件事故」という）によって、本件原子炉施設の危険性が明らかになった旨主張する。そこで、以下、本件事故の概要及び原因を認定した上で、右事故と本件原子炉施設の安全性との関係について判断を示すこととする。
一　本件事故の概要
１　事故の発生状況
本件事故は、二次主冷却系のＣループにおいて、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。）が、さや段付部で折損し、右折損部からさや太管部及びニップル部を経て、二次冷却材が、温度計コネクタ部分から原子炉補助建物地下一階にある二次主冷却系配管室（Ｃ）（以下「本件配管室」という。）内に漏えいしたものである。
２　事故の結果
（一）　機器の損傷等
乙イ九・四―一ないし一四頁及び乙イ一〇・Ⅰ―三―一一ないし一三頁、同Ⅱ―二―二頁、三頁によれば、次のとおりと認められる。


本件事故により、約〇・七トン（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）の約〇・三パーセント）のナトリウムが漏えいし、漏えいしたナトリウムにより、本件温度計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）及び床ライナが損傷を受け、近傍の壁面コンクリートも影響を受けた。すなわち、①換気ダクトについては、漏えい箇所の直下に当たる換気ダクト吸入口近傍に、幅約三〇センチメートル、円周に沿った長さ約八〇センチメートル程度の欠損部が生じ、欠損部周辺に高さ約一五センチメートル程度のナトリウム化合物が堆積し（加熱温度は、昀高で八〇〇℃と推定されている。）、②グレーチングについては、漏えい箇所の直下に当たるグレーチングには、昀大で幅約四二センチメートル、長さ約三九センチメートルの半楕円状の欠損部が生じ、欠損部分周辺に高さ一五センチメートル程度のナトリウム化合物が堆積し（加熱温度は、昀高で一一五〇℃と推定されている。）、③床ライナについては、床ライナ上に漏えいしたナトリウムと本件配管室内の雰囲気中の酸素等が化合して生成されたナトリウム化合物が堆積し、漏えい箇所の直下では、局所的に〇・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、貫通するに至った部分はなく、漏えい箇所の近傍でも、ほとんどの場所で六ミリメートル以上の板厚が計測され（加熱温度は、昀高で七五〇℃と推定されている。）、④壁面コンクリートについては、ナトリウム漏えいが発生した箇所近傍の原子炉補助建物壁面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生じたが、その影響は表層部にとどまり、ナトリウムとコンクリートの反応生成物は検出されず、構造耐力、遮へい性能への影響はないものと判断された。また、本件事故の際に漏えいしたナトリウムは、本件配管室内の雰囲気中の酸素等と化合してナトリウム化合物を生成し、一部は前述のとおり本件配管室内に堆積したが、一部は本件配管室内の雰囲気中にナトリウム・エアロゾル（粒径数ミクロンから一ミクロン以下の微粒子状のナトリウム化合物）となって浮遊し、その一部は本件温度計直下に配置されている換気ダクトへ吸入され、屋上の排気ガラリから環境に放出されたが、更にその一部が右排気ガラリの近傍に設置されていたＣ系空気取入口から再び原子炉補助建物内のＣループ系各室に吸入され、Ｃループ系各室周辺（原子炉補助建物床面積の約一〇・五パーセントに当たる約五五八〇平方メートルの範囲）に拡散されたが、一部のナトリウム漏えい検出器及び換気装置を除いて、機器、電気計装品及び制御盤類の機能に支障が生じた事実はなかったことが確認された。
（二）　環境に対する影響
甲イ二四三及び乙イ九・四―二五ないし三一頁、一〇六頁によれば、次のとおりと認められる。
（１）　放射性物質の放出
二次冷却材には炉心で生成されて移行したトリチウムを除いて、放射性物質を含
んでいないため、放射性物質の
炉外への放出量は、トリチウム四×一〇の七乗ベクレルと推定されており、これは、原子力発電所から平常時に放出されるトリチウム量（気体廃棄物）と比べても十分に小さい値であった。また、本件事故の際の放射線モニタ等の指示値は、通常のバックグラウンドレベル（自然に存在する量）であり、本件事故の前後において、本件原子炉施設の敷地内外の環境監視設備で採取した空気中浮遊じん、ガス状物質、雨水などの降下物等の環境試料の計測値は、本件事故前までに確認されている実測値の範囲内であった。また、本件事故によって発生し、本件配管室等から回収されたナトリウム化合物の分析結果からも、放射性核種は検出されなかった。このように、本件事故においては、放射性物質の放出による周辺の環境への影響はなかった。
（２）　ナトリウム・エアロゾルの影響
本件原子炉施設の敷地内の風上及び風下側と敷地外で採取した土壌サンプルを分析した結果、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痕跡は観察されなかったことから、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（風速毎秒一一メートル、小雨）においては、急速に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され、希釈されたと判断された。
また、本件事故によって生じたナトリウム・エアロゾルがすべて建物外に放出され、そのすべてが有害な水酸化ナトリウムの形態で拡散されるという厳しい仮定をしても、敷地境界における水酸化ナトリウムの濃度は一立方メートル当たり約〇・〇五ミリグラムと評価され、わが国の産業用に定められた作業環境下における許容濃度基準である一立方メートル当たり二ミリグラムを下回るものであった。このように、本件事故においては、化学物質の放出による環境への影響もなかった。
（三）　炉心冷却能力に対する影響
証人Ｐ１１の証言（Ｐ１１調書一・一五丁裏ないし一六丁裏）及び乙イ九・五―一ないし八頁、添二―一ないし三頁によれば、次のとおりと認められる。本件事故における二次冷却材の漏えいは、漏えいが生じた系統の除熱能力を直ちに低下させる規模のものではなく、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冷却能力は十分保たれていた。
また、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）を検討しても、原子炉出力は、原子炉の通常停止操作の開始により低下し始め、原子炉の手動トリップにより約四〇パーセント出力から〇パーセント出力に急激に減少していること、一次冷却材温度は原子炉出力の低下に伴い順調に低下していること、原子炉容器内のナトリウム液位は、炉心燃料を冷却するのに十分な液位が確保されていたことが確認された。このように、本件事故において、炉心の冷却能力が影響を受けた事実はなかった。
（四）　床ライナの健全性への影響
本件事故において、本件配管室の床ライナに板厚減少が生じたことは前記（一）のとおりであるが、右床ライナについては、ほとんどの部分で六ミリメートルの板厚が計測され、局所的に〇・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にとどまり、ナトリウムとコンクリートが直接接触した事実はない。このように、本件事故において、本件配管室の床ライナは、十分な健全性を有していた。
なお、原告らは、本件事故においては、リッドが変形したから、本件床ライナの健全性は維持されたとはいえない旨主張する。この点、甲イ二四二によれば、本件事故においてリッドが変形した事実が認められるが、右のとおり、ナトリウムとコンクリートが直接接触した事実はないのであるから、原告らの主張は失当である。
二　本件事故の原因
１　本件温度計の破損原因
乙イ九・三―一ないし二六頁、乙イ一〇・Ⅰ―二―一ないし一二頁及び乙イ一二によれば、次のとおりと認められる。


（一）　本件事故は、本件温度計が、本件さや管のさや段付部に生じた高サイクル疲労により破損したことにあると判断されている。
（二）　本件温度計に高サイクル疲労が生じた原因は、本件温度計について、設計段階では考慮されていなかった対称渦に伴う抗力方向（ナトリウムが流れる方向と同じ方向）の振動であると判断された。
（三）　そして、本件温度計が右の流力振動を回避できなかった理由は、次のとおり、メーカーの設計及び被告の審査が不十分であったことにある。（１）　メーカーは、設計に際し、カルマン渦による揚力方向の振動については評価を行い、米国機械学会（ＡＳＭＥ）の基準を満足することを確認したが、対称渦等による抗力方向の振動については設計上の認識がなく、評価を行わなかった。ま
た、カルマン渦との共振が回避され、特段の荷重を
受けないと考えたことから、温度計のさや形状は、さや段付部への応力集中を生じやすい、曲率の小さな段付形状となった。そして、平成三年一二月、ＡＳＭＥに刑おいて、抗力方向の振動を含む流力振動に対する設計指針が追発行されたが、これを知らなかったため、これに基づく設計の評価を行わなかった。（２）　被告は、本件温度計がナトリウム内包壁（ナトリウムバウンダリ）を構成する機器であることを念頭に置いて、さやの形状を検討することをせず、また、ＡＳＭＥの指針の追加発行後も、温度計について問題意識を持たなかったため、設計の見直しを求めなかった。
（四）　また、破損した本件温度計は、熱電対がさや段付部近傍で曲がった状態で挿入されていたため、流力振動が他の温度計よりも大きくなっていた。
２　設備腐食の原因
乙イ一〇・１―四―一六ないし二〇頁によれば、次のとおりと認められる。
（一）　鋼材の腐食機構
本件事故においては、鋼製の換気ダクト、グレーチング及び床ライナが損傷したが、その腐食機構は次のとおりであった。
（１）　床ライナの腐食
本件温度計部分から漏洩したナトリウムは、本件配管室の雰囲気中の酸素と反応しながら、下方の換気ダクト、グレーチングを経て床ライナ上に落下して堆積する。右堆積物は、当初、主として未燃焼のナトリウムと酸化ナトリウムからなり、その上部表面ではナトリウムが燃焼し、堆積物の下部では酸化ナトリウムが鋼材面と接触しているが、時間の経過と共に、ナトリウムの燃焼により生成される酸化ナトリウム（固体）は堆積物の下部で層をなし、落下するナトリウムはその表面で燃焼する状況となる。また、堆積物の下部では、鉄と酸化ナトリウムの反応により鋼材が腐食し、ナトリウム鉄複合酸化物が生成される。
高温でも固体である酸化ナトリウムの生成及び堆積物への混入が継続すると、堆積物の下部では、酸化ナトリウムに阻まれて、鋼材の腐食面からの、高温では液体であるナトリウム・鉄複合酸化物の移動が困難になるため、鋼材の腐食面においてナトリウム・鉄複合酸化物の存在割合が高くなり、これによって反応が抑制され、鋼材の腐食は徐々に進展しなくなる。
堆積物上部表面におけるナトリウムの燃焼が停止し、温度が下がり始めると、ナトリウム・鉄複合酸化物は固体となって鋼材の腐食面を覆うため、鋼材の腐食はほとんど進行せず、床ライナの損傷も進まなくなる。
（２
）　換気ダクト及びグレーチングの腐食
換気ダクト及びグレーチングにおいても、床ライナと同じように、鉄と酸化ナトリウムの反応により鋼材が腐食し、ナトリウム・鉄複合酸化物が生成されたと解されるが、換気ダクト及びグレーチングは、床ライナよりも高温の環境であったこと、空間にあったことから、漏えいしたナトリウムの落下により、常に鋼材面に存在するナトリウム・鉄複合酸化物が除去され、鋼材の表面が現れることになり、ナトリウムの漏えいの継続中、抑制されることなく腐食が進行したと解される。
３　運転管理上の問題
乙イ九・二―五ないし一六頁、二―三三頁及び乙イ一二によれば、次のとおりと認められる。
本件原子炉施設の設備設計段階では、二次冷却材漏えい事故の区分及び運転については、①配管の損傷が大きく、蒸発器のナトリウムの液位が低下して「蒸発器液位低低」の信号が発せられた場合は、大規模漏えいに当たるとして、右信号により原子炉を自動トリップすると共に換気装置を自動停止する。ナトリウムは、原子炉緊急停止後短時間で行う緊急ドレンによりドレンする。②ガスサンプリング式ナトリウム漏洩検出器（配管と保温材の内装板との間の空気を吸引し、これを計測し、配管部などのクラックからの微小な漏えいを検知することができるもの）がナトリウムを検知するにとどまる微小な漏えいについては、小規模漏えいとし、原子炉の通常停止を行う。この場合、換気装置は停止せず、ナトリウムは通常ドレンによりドレンする。また、通常停止操作中、ナトリウムの漏えい規模が拡大するようであれば、以後、中規模漏えい又は大規模漏えいの手順に従う。③小規模漏えいに比して漏えいの規模が拡大し、オーバフロータンクのナトリウム液位等に有意な変化が認められる場合、あるいは漏えいしたナトリウムが配管の保温材の内装板と保温材を経て室内に漏れ出し、火災検知器の作動又は白煙の発生に至った場合は、中規模漏えいとして、原子炉の手動トリップを行う。ナトリウムは、オーバフロータンクのナトリウム液位等に有意な変化が認められる場合には、原子炉停止後短時間で行う緊急ドレンによりドレンし、右の変化が認められない場合には、ナトリウム温度が四〇〇℃まで降下した段階で行う緊急ドレンによりドレンする。また、換気装置は＾緊急ドレンに必要な弁操作終了まで運転する、という検討がされていた。
しかし、本件原子
炉施設の異常時運転手順書（以下「運転手順書」という。）は、概要、フローチャート及び細目から構成され、運転員は細目に記載されている手順にしたがって訓練を受けていたところ、火災検知器の作動及び白煙の発生は、細目の小規模漏えい及び中規模漏えいの両欄に記載されたため、運転員において、火災検知器の作動又は白煙の発生があれば中規模漏えいと判断することができる記載とはなっておらず、また、その記載内容も、小規模漏えい及び中規模漏えいの各欄において、「白煙の発生状況」を監視すべきこととされるにとどまり、漏えい規模の判断基準は明記されていなかった。


そのため、本件事故時においては、ナトリウム検知器の作動と相前後して、火災検知器の作動及び白煙の発生が認められたのであるから、この時点で中規模漏えいと判断して原子炉の手動トリップを行うべきであったが、オーバフロータンクのナトリウム液位に有意な変化が認められなかったことから、これを小規模漏えいと判断し、前記②の手順に従って原子炉の通常停止を開始し、換気装置の運転も継続していたところ、火災検知器の発報範囲等が拡大したことから、ナトリウムの漏えい規模が拡大したと判断して、以後、中規模漏えいの手順に従うこととし、前記③の手順に従って原子炉の手動トリップを行ったため、原子炉の手動トリップが行われたのは事故発生の一時間三三分後であり、ナトリウムの漏えいが停止したのは事故発生の約三時間四〇分後であった。仮に火災検知器の作動及び白煙の発生を確認した時点で手動トリップがされていれば、事故発生から手動トリップに至るまでの時間は短縮され、ナトリウムの漏えい量や施設の損傷の程度はいずれも本件事故を下回るものとすることが可能であった。
三　本件事故と本件原子炉施設の安全性
１　温度計について
（一）　前記（二、１）のとおり、本件事故の原因は、本件温度計が、本件さや管のさや段付部に生じた高サイクル疲労により破損したことにあり、その原因は、結局のところ本件温度計の設計（抗力方向の振動に対応する設計がされていなかった）及び取付（熱電対を曲げて挿入した）にあった。
（二）　しかし、本件事故において漏えいしたナトリウムの量は約〇・七トンと、本件許可申請における「二次冷却材漏えい事故」の解析評価において予想されたナトリウムの漏えい量を下回る漏えい量であって、本件事故程度の規模のナトリウムの漏えい自体は、設計において予想されていたということができ、これに対する異常拡大防止対策が妥当なものであれば、本件原子炉施設の安全性は確保されるということができる。
また、本件事故の際、炉心の冷却能力が維持されていたことは、前記（一、２、（三））のとおりである。
（三）　さらに、証人Ｐ１１の証言（Ｐ１１調書二・一一ないし一五頁）、乙イ二五、乙イ四七・四―一頁、三頁、六頁及び乙イ四八・三・一・一―二七ないし三六頁によれば、被告は、安全総点検の結果、本件原子炉施設において使用している温度計で、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こととしていること、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（円錐状）のものとし、配管内への突出し長さ、テーパ状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流速に応じて定め、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側にとどまる構造とすることが認められる。そして、右改善措置は、右のとおり具体的な内容のものであること、乙イ四二及び乙イ五一によれば、右改善措置は報告書の形にまとめられて科学技術庁や安全委員会に提出され、科学技術庁の「もんじゅ安全総点検チーム」及び安全委員会は右改善措置を検討した上でこれを妥当と評価したことが認められること、本件原子炉施設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ために現状のままではこれを起動することができないこと、証人Ｐ１１の証言（Ｐ１１調書一・五九、Ｐ１１調書二・五五頁）及び乙イ四六によれば、被告は本件原子炉施設を現状設備のまま運転することを予定していないと認められることからすれば、原告らの指摘する①安全総点検には法令上の根拠がないこと、②安全総点検及びこれに基づく改善措置には国会による予算措置が講じられていないこと、③本件許可処分に対する変更許可等はもちろんその申請もされていないことなどの事情を十分考慮しても、なお、右改善措置が実現される蓋然性は十分に認められるというべきである。
（四）　以上によれば、本件原子炉施設の温度計の設計、取付に誤りがあったことは、本件原子炉施設の安全性を失わせるものではないというべきである。
２　床ライナについて
（一）　本件事故と床ライナへの影響
本件安全審査においては、鋼製の床ライナの設置によりナトリウムとコンクリートの直接接触を防止することを基本設計ないし基本的設計方針として審査の対象としている。
前記（一、２、（一））のとおり、本件事故において、本件配管室の床ライナに板厚減少が生じたが、右床ライナについては、ほとんどの部分で六ミリメートルの板厚が計測され、局所的に〇・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にとどまり、ナトリウムとコンクリートが直接接触した事実はく、床ライナは、十分な健全性を有していた。
しかし、本件事故を契機とする事故原因の調査過程において、本件安全審査当時は認識されていなかった二つの知見、すなわち、①被告が本件事故後に行った燃焼実験Ⅱにおいて、床ライナの一部が局所的に損傷したことから、空気の供給状況等の条件いかんによっては、ナトリウムと鉄と酸素が関与する界面反応による腐食により、床ライナ等の鋼材が損傷する場合があるという知見、②推定される本件事故時の床ライナ温度及び昀新のナトリウム燃焼解析コードを用いて解析した床ライナの温度は、いずれも設計温度を上回るという知見が得られており、右各新知見が漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を鋼製の床ライナの設置により防止するという設計に基づく本件原子炉施設の安全性に影響を与えるか否かが問題となる（なお、原告らは、右①の知見については、本件許可処分当時既に明らかになっていた知見であるから、新知見ではない旨主張している。確かに、乙イ四一によれば、一九七九（昭和四四）年に、英国原子力局は、ナトリウムが燃焼して酸化ナトリウムや過酸化ナトリウムとなり、水と接触してできた水酸化ナトリウムが共存する場合には、鉄がかなりの腐食速度を示すことを報告しており、右は高速増殖炉設計の分野でも入手可能であったことが認められるから、右知見は厳密な意味での新知見とは言い難い。しかし、本件訴訟の対象は、現在において将来建設、運転されると予測される本件原子炉施設であるから、新知見であるか否かは本件訴訟の審理、判断に影響するものではない。したがって、ここでは便宜的に新知見として扱うこととする。）。
そこで、まず、本件安全審査における床ライナに関する審査の概要を示した上で、右各新知見の内容と本件原子炉施設の安全性の関係について検討する。
（二）　本件安全審査における床ライナに関する審査


前記（第七章第五、三、３、（五）、（２））のとおり、本件安全審査においては、冷却材として使用されるナトリウムは、化学的に活性であり、酸素やコンクリートに含まれる水とも激しく反応するため、漏えいしたナトリウムとコンクリートが直接接触すると、ナトリウムとコンクリート中の水分が反応し、圧力上昇やコンクリートの脆弱化により建物の健全性が失われることがあり、建物の健全性が失われると、二次主冷却系の他の系統に影響が及ぶ可能性があることから、ナトリウムの化学反応及びナトリウム火災に対する対策の一つとして、漏えいしたナトリウムとコンクリートが直接接触することを防止するために、鋼製の床ライナが設置されること、これによって、万一ナトリウムが漏えいした場合であっても、鋼製の床ライナによって、漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止し得ることを確認している。
（三）　界面反応による床ライナの腐食に関する新知見と本件原子炉施設の安全性
（１）　界面反応による腐食に関する新知見
（イ）　乙イ一〇・Ⅱ―二１―二ないし一九頁、乙イ四一及び乙イ四二によれば、次の事実が認められる。被告は、本件事故後、本件床ライナの板厚が減少した原因を解明すると共に、将来の対策を講じるため、燃焼実験Ⅰ、燃焼実験Ⅱ及びナトリ
ウムの
漏えい時のナトリウム燃焼解析を行った。
燃焼実験Ⅰは、被告が平成八年四月八日に行った実験であり、内容積約一〇〇立方メートルの鋼製円筒容器の実験装置内で、約一時間三〇分間ナトリウムを漏えいさせた。実験の結果、実験装置の床部には、酸化ナトリウムを主体としてナトリウム酸化物が山状に堆積し、換気ダクト表面の破損は確認されなかったものの、グレーチングには一部で破損と減肉が、また、床部の鋼製の受け皿には漏えい部直下近傍で昀大で約一ミリメートルの減肉がそれぞれ認められた。そして、鋼材の腐食速度は本件事故のそれとほぼ一致した。
燃焼実験Ⅱは、被告が同年六月七日に行った実験であり、内容積約一七〇立方メートルのコンクリート製矩形容器内で、本件事故時におけるナトリウム漏えい時間
と同じ三時間四
〇分間ナトリウムを漏えいさせた。実験の結果、床ライナ上には溶融体が凝固した堆積物が平板状に広がると共に、漏えい部直下近傍の床ライナが損傷し、五つの貫通孔が確認された。そして、鋼材の腐食速度は、本件事故及び燃焼実験における鋼材の腐食速度よりも著しく早かった。
そして、被告は、燃焼実験Ⅱでは、燃焼開始後三時間二〇分ころには床ライナが破損し、大小五個の貫通孔が生じるに至ったが、燃焼実験Ⅱの鋼材の腐食速度は本件事故及び燃焼実験Ⅰの鋼材の腐食速度より著しく早いこと、本件事故と燃焼実験Ⅱとでは、床ライナ上における堆積物の様相が異なっていることからすると、本件事故時の腐食機構は、燃焼実験Ⅰにおける鋼材の腐食機構と同様であり、燃焼実験Ⅱ腐食機構は、本件事故時の腐食機構とは異なると解した。すなわち、本件事故及び燃焼実験Ⅰでは、前記（二、２、（一）、（１））のとおり、酸化ナトリウムと鉄が高温で反応する「ナトリウム・鉄複合酸化型腐食」が主体的であり、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が過酸化物イオンとなって鉄を腐食する「溶融塩型腐食」（界面反応による腐食）が主体的であったとした。そして、この違いは、本件事故時及び燃焼実験Ⅰでは、ナトリウム燃焼部への多量の水分の供給はなかったが、燃焼実験Ⅱでは、コンクリート製の実験セルの空間容積が実際の配管室の容積と比べて小さい上、コンクリート壁がナトリウム漏えい部に接近していたことなどから、ナトリウム燃焼部にコンクリート壁表面から多量の水分が供給されたため、水酸化ナトリウムの割合が増加したことから生じたものとした。
（ロ）　これに対し、乙イ四一及び乙イ四二によれば、安全委員会は、右腐食機構の相違について、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、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た上で、現時点において、ナトリウム燃焼による鋼材の腐食機構の動的な過程及びそれに及ぼす温度、物質の移動等の因子の影響については必ずしも十分に解明されているとはいえず、本件原子炉施設において、どのような条件下で燃焼実験Ⅱの
ような「溶融塩型腐食」が発生するの
かについては、十分明らかではないとした上で、燃焼実験Ⅱのような事態をも視野に入れた腐食抑制対策を考えることが当面昀も重要なことであるとしていることが認められる。
（ハ）　この点、前記のとおり、燃焼実験Ⅱの実験条件は、空間容積及びコンターリート壁との接近距離において、本件原子炉施設の配管室より小さい。そして、証人Ｐ１１の証言（Ｐ１１調書二・四一頁、四二頁、八三頁、一七五頁、一七六頁）によれば、「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形成されること、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が必要であること、水酸化ナトリウムが大量に存在するためには、大量の水分の供給が必要であることが認められる。この水分の供給は、室内の雰囲気あるいは壁面コンクリートからのものしか考えられないから、界面反応による腐食の発生においては、ナトリウムの漏えいした空間の容積及びコンクリート壁との接近距離は重要な要素であると考えられる。そうすると、前記（イ）のとおり、燃焼実験Ⅱの実験条件は、空間容積及びコンクリート壁との接近距離において本件原子炉施設の二次主冷却系の配管室より小さく又は近いから、証人Ｐ１１の証言（Ｐ１１調書二・三九頁ないし四四頁）及び乙イ四五にもあるとおり、本件原子炉施設において、現実に「溶融塩型腐食」による床ライナの損傷が生じる可能性は低いということができる。
しかし、本件事故の床ライナ上の堆積物中の水酸化ナトリウムの濃度は二・六パーセントであり、燃焼実験Ⅱのそれは三五・一パーセント（床ライナが穴が開いたとされる実験開始後三時間二〇分では約一〇パーセント）であったところ（乙イ一〇・Ⅱ―二―三一頁、乙イ四八・三・一・三―一〇八頁）、乙イ四八・三二・三―九二頁、九四頁によれば、被告が本件事故後に実施した、二次冷却材漏えい（小、中規模漏えい）時の本件原子炉施設の二次冷却系配管室及び過熱器室の床ライナ上の堆積物中の水酸化ナトリウム濃度の解析の結果、配管室、過熱器室のいずれにおいても二五パーセント以上に達していることが認められることからすれば、本件原子炉施設において、「溶融塩型腐食」による床ライナの　損傷が生じる可能性を否定することはできないというべきである。
（２）　本件原子炉施設の安全性との関係
（イ）　そこで、「


溶融塩型腐食」という知見によって、鋼製の床ライナを設置することによりナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止するという設計に基づく本件原子炉施設の安全性が損なわれるか否かについて検討する。
この点、証人Ｐ１１の証言（Ｐ１１調書二・四七頁、四八頁）、乙イ二六・三・一・三－七四頁、乙イ四八・三・一・三―九〇頁及び甲イ三五七によれば、被告は、本件事故後、燃焼実験Ⅱで生じたような「溶融塩型腐食」を仮定した二次冷却材漏えい事故時のナトリウム燃焼解析を行ったこと、右解析においては、解析条件として、ループ内のナトリウムドレンが完了するまでに八〇分を要するものとし、ナトリウム漏えい率（単位時間当たりの漏えい量）を一時間当たり〇・一トン及び〇・〇一トンとして解析した結果、本件原子炉施設の二次系配管室、過熱器室及び蒸発器室に設置されている板厚約六ミリメートルの床ライナの腐食による減肉量は、中央値で三・二ないし三・三ミリメートル（下限値で一・九ないし二・〇ミリメートル、昀大値での腐食が継続することを仮定した上限値で五・二ないし五・五ミリメートル）となったことが認められる。
そうすると、右で上限値を取った場合は、貫通孔が生じるには至らないとしても、床ライナの残存肉厚は〇・五ないし〇・八ミリメートルとなり、十分な床ライナの肉厚が確保されているとまではいえないことになる。（ロ）　しかし、証人Ｐ１１の証言（Ｐ１１調書二・一五頁、二六ないし三〇頁）、乙イ二六・三・一・三―一ないし五五頁、八七ないし九八頁、乙イ三一、乙イ四六、乙イ四八・三・一・三―一四ないし四七頁、六一ないし六三頁、一一二ないし一二三頁及び乙イ五一によれば、被告は、本件原子炉施設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、床ライナのナトリウムとコンクリートの直接接触防止の機能を維持することができるように、次のような改善措置を講じ、これらの改善措置を行った上で本件原子炉施設の運転を再開することとしていることが認められる。そして、前記（１、（三））のとおり、これら改善措置が実現される蓋然性は十分に認められるところである。
（ａ）　検出、監視システムの充実
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、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。
これによって、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。
（ｂ）　二次主冷却系設備及び補助冷却設備の対策
（い）　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、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）を追加設置すると共に、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、ドレン弁を遠隔電動化、多重化（二重化）すると共に、非常用電源に接続すること、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共に、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。これにより、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が短縮され、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たとき、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のが、改善後は約半分（約四〇分）に短縮される。
（ろ）　燃焼及びエアロゾル拡散の抑制機能の強化
中規模又は小規模のナトリウム漏えいの場合であっても、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）を変更し、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ことになり、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。また、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ことによって、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共に、後記（に）の窒素ガス注入の効果を高めることができる。
（は）　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、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、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。
（に）　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。
（ｃ）　運転手順書の改善
（い）　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こととする（なお、大規模漏えい時に、蒸発器液面計が「蒸発器液位低低」信号を発した場合には、原子炉は自動的に停止し、換気空調設備も自動停止する。）。
（ろ）　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こととする（なお、この場合、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。
（ハ）　そして、証人Ｐ１１の証言（Ｐ１１調書二・三〇頁ないし五五頁）、乙イ二六・三・一・三―五七ないし八〇頁、乙イ四六・一四ないし一八頁、乙イ四七・三・一・三―四頁、一五ないし一八頁及び乙イ四八・三・一三―六六ないし九六頁によれば、被告は、右改善措置を前提として、前記ＡＳＳＣＯＰＳコードを用いて、次のとおり、二次系ナトリウム漏えい事故における床ライナの腐食について解析評価したことが認められる。


（ａ）　解析条件
①　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、大規摸のナトリウム漏えい（毎時一一九トン）までを想定する。
②　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する。
③　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する。
④　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する。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する。⑤　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する。⑥　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するが、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する。
（ｂ）　評価結果
床ライナの減肉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、床ライナの温度が三〇〇℃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結果、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た上限値で二・五ないし二・六ミリメートルとなった。
（ニ）　このように、本件原子炉施設においては、改善措置を前提にした場合には、二次冷却材漏えい事故において「溶融塩型腐食」の発生を仮定しても、床ライナの腐食によりナトリウムとコンクリートが直接接触する事態に至る具体的可能性は認められないというべきである。したがって、「溶融塩型腐食」という新知見によって、本件原子炉施設の安全性が失われるものではない。
（３）　原告らの主張について
（イ）　腐食速度について
（ａ）　原告らは、被告の行った界面反応による腐食の腐食速度の評価について、これ以上の速度で腐食が進行する可能性がある旨主張する。しかし、証人Ｐ１１の証言（Ｐ１１調書二・四八ないし五一頁）及び乙四二の一によれば、被告は、右評価の前提として、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、上限値の評価については、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、右上限値の腐食速度のまま推移するものとして評価を行ったものであること、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昀も高い値を与えると考えて差し支えないとしていることが認められる。そうすると、「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腐食が発生するおそれはないということができるし、また、これに反する証拠もない。
（ｂ）　また、原告らは、本件事故は、低温、低湿分の冬季に発生したが、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可能性がある旨主張する。しかし、乙イ四八・三・一・三―八七頁、八八頁によれば、右評価は、気温三五℃における湿度八〇パーセントという、夏季に相当する湿分の多い雰囲気条件下を部屋の初期条件として評価したものであることが認められる。また、右のとおり、右評価による床ライナの減肉量は、「溶融塩型腐食」には大量の水酸化ナトリウムが存在することが必要であるのに、水酸化ナトリウムの生成量とは無関係に、漏えいの初期から「溶融塩型腐食」が発生するものとし、さらに、上限値については、当該温度における昀大値の腐食速度のまま推移するものとして評価したものであることが認められるから、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ないというべきであり、これに反する証拠もない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ロ）　漏えい継続時間について
（ａ）　原告らは、被告の前記評価において、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の時間を八〇分、改善措置を講じた後は昀大四〇分としたことについて、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、漏えい停止まで三時間四〇分を要せば、貫通孔が開く旨主張する。まず、現状設備の場合については、確かに、本件事故時の運転手順を前提とする限り、本件事故のようなナトリウムの漏えいの場合は、八〇分で漏えいが停止するとは認められない。しか
し、乙イ四八・三・一・三―七二ないし七四、七七頁及び弁論の全趣旨によれば、運転手順書を改善し、いかなる規模のナトリウム漏えいであっても原子炉をトリップし、ナトリウムについて原子炉停止後短時間で行う緊急ドレンを行うこととすれば、運転員がドレン操作を行うまでの判断に要する時間を一〇分間としても、八〇分でナトリウムの漏えいが停止することが認められる。そして、右の運転手順の変更は現実的でないとはいえない。そうすると、被告が前記評価においてナトリウムの漏えいが停止するまでの時間を八〇分としたことが不合理であるとはいえない。改善措置を講じた場合についても、乙イ四八・三・一・三―七一ないし七三頁、八九頁によれば、いかなる規模のナトリウム漏えいであっても、運転員がドレン操作を行うまでの判断に要する時間を一〇分間としても、四〇分でナトリウムの漏えいが停止することが認められる。
（ｂ）　また、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うる旨主張する。


しかし、前記（第七章第五、一、３、（二）、（２））のとおり、本件原子炉施設は、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に設計されているから、炉心を冷却するために、ナトリウムが漏えいしているにもかかわらず当該ループを停止してドレンをすることなく、また、漏えいしたナトリウムの燃焼を放置するという事態が生じうることは、三系統ある二次主冷却系配管の全てにおいて、同時にナトリウム漏えいが生じる場合のほかには考えられないが、このような事態が起こる可能性があると認めるに足りる証拠はない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（ハ）　Ｐ１２証言調書について
原告らは、乙ホ三の一（証人Ｐ１２調書）の証人Ｐ１２の証言内容からすれば、「二次冷却材漏えい事故」において床ライナに貫通孔が通じる旨主張する。しかし、証人Ｐ１２の証言中に、右の趣旨に解することのできる部分はないというべきであるから、原告らの右主張は理由がない。
（四）　床ライナの温度上昇に関する新知見と本件原子炉施設の安全性
（１）　床ライナの温度上昇に関する新知見
前記（第七章第五、一、６、（四）、（９））のとおり、本件許可申請の「二次
冷却材漏えい事故」の解析評価にお
いて、熱的影響評価の際に前提とされた床ライナの設計温度は、五〇〇℃であった（昭和六〇年二月一八日付け原子炉設置変更許可申請に際して五三〇℃に変更された）。
ところが、乙イ四一によれば、本件事故の際の本件床ライナの温度は、局所的に七〇〇℃ないし七五〇℃に達したと推定されたことが認められる。また、乙イ四一によれば、本件事故後、被告が、ナトリウム解析コード（ＡＳＳＣＯＰＳコード（Ｖｅｒ．２・０））を用いて本件原子炉施設に実際に設置されている厚さ六ミリメートルの床ライナのナトリウム漏えい時の温度上昇を解析した結果、床ライナの温度は、①大規模漏えい時（漏えいナトリウムが床ライナ床面に全体的にプール状に広がった場合）における二次主冷却系配管室で昀高約六二〇℃、過熱器室で昀高約七五〇℃、②中規模又は小規模漏えい時における二次主冷却系配管室で昀高約八八〇℃、過熱器室で昀高約八五〇℃となった。このように、本件事故及び右解析結果は、共に右床ライナの設計温度を超えるものであった。
（２）　本件原子炉施設の安全性との関係
（イ）　そこで、右設計温度を上回る温度上昇が起こることにより、本件原子炉施設の安全性が失われる否かについて検討する。
この点、乙イ四一、乙イ四五及び乙ホ二の二（証人Ｐ８調書二）九丁表、同裏によれば、右設計温度は、二次冷却材漏えい事故の解析評価において、漏えいしたナトリウムがプール状に滞留するという解析条件の下で、床ライナが全面一様に加熱されても、熱膨張によって壁面と干渉しないように設計するための基準となる温度として設定されたものであり、この温度を超えれば床ライナがその機能を喪失するという温度ではないことが認められる。
そうすると、設計温度を超えたことによって直ちに本件原子炉施設の安全性が失われるということはできず、温度上昇に関する知見を前提としたときに、具体的に、本件原子炉施設の床ライナが漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触防止という機能を維持することができるか否かを検討すべきである。そして、床ライナは鉄であり、その融点は約一五〇〇℃であるから、床ライナの溶融が生じることはない。したがって、床ライナの機能において問題となるのは、床ライナが熱膨張して壁面と干渉し、又は局所的なひずみが発生し、これを原因として床ライナに損傷が生じる可能性があるか否かである。
この点、乙イ四
一によれば、本件事故後、被告が二次冷却材を保養する系統、機器を収納する部屋の床ライナの機械的健全性について解析を行ったこと、その結果、本件原子炉施設に実際に設置されている床ライナは、①漏えいナトリウムが床ライナ全面に広がった場合については、二次主冷却系配管室（Ａ）北側では約六三〇℃、二次主冷却系配管室（Ｃ）北側では約七〇〇℃、他の二次主冷却系配管室及び過熱器室では約九五〇℃ないしはそれ以上になっても、熱膨張により壁面と干渉することはなく、機械翻的に破損することはない、②漏えいナトリウムが局所的に滞留した場合については、熱荷重によるひずみが集中する部位であっても、九〇〇℃ないし九五〇℃までは、リブ（ひずみを拘束するために床ライナ裏面に溶接されている構造物）が剥離することはあるが、床ライナ自体が損傷することはないとされたことが認められる。
（ロ）　また、前記（（三）、（２）、（ロ））のとおり、被告は、本件原子炉施設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、床ライナのナトリウムとコンクリートの直接接触防止の機能を維持することができるように、改善措置を講じている。
そして、被告は、右改善措置を前提として、前記ＡＳＳＣＯＰＳコードを用いて、前記（（三）、（２）、（ハ）、（ａ））と同一の解析条件で、二次冷却材漏えい時の本件原子炉施設の床ライナの温度上昇について解析評価しており、乙イ四八・三・一・三―六七頁、七二ないし八〇頁、九一頁ないし九五頁によれば、その結果は、次のとおりであったことが認められる。
（ａ）　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）における約六二〇℃に対し、区画化等の効果により、設備改善後は約五二〇℃に抑制される。
（ｂ）　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へ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、現状設備における約七五〇℃が設備改善後は約七三〇℃に、蒸発器室の場合、現状設備における約八一〇℃が設備改善後は約八〇〇℃にそれぞれ抑制される。
（ｃ


）　空気冷却器室（空気冷却器室区画）の下部キャッチパンへの大規模漏えい（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、約八五〇℃が一時間以上継続するのに対し、設備改善後は短時間のうちに約七六〇℃から約五三〇℃に降下する。一方、同室の上部キャッチパンへの大漏えい（漏えい率毎時五三トン）の場合、上部キャッチパンの昀高温度は現状設備では約七九〇℃であるのに対し、設備改善後は約八四〇℃となった。しかし、現状設備では高温状態が一時間二〇分ほど継続するのに対し、設備改善後は温度が五〇分程度で二〇〇℃以下に降下する。
（ｄ）　小、中規模漏えい時（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℃に達する点で、現状設備と設備改善後とで差異はないが、設備改善によって、温度降下までの時間が半分程度に短縮される。（ハ）　このようにみると、本件原子炉施設において、二次冷却材漏えい事故の際の床ライナの温度上昇が原因となってナトリウムとコンクリートが直接接触する事態に至る具体的性は認められないというべきである。したがって、床ライナの温度上昇に関する新知見によって、本件原子炉施設の安全性が失われるものではない。
（３）　原告らの主張について
（イ）　設計温度について
原告らは、設計温度は、被告が安全委員会に対して設計を約束した事項であるから、本件事故において右設計温度を超える事態が生じたことにより、本件原子炉施設の設計の妥当性は失われる旨主張する。
しかし、前記（（２）、（イ））のとおり、設計温度は、「二次冷却材漏えい事故」の解析評価において、漏えいしたナトリウムがプール状に滞留するという解析条件の下で、床ライナが全面一様に加熱されても、熱膨張によって壁面と干渉しないように設計するための基準となる温度として設定されたものであり、この温度を超えれば床ライナがその機能を喪失するという温度ではないから、設計温度を超えたことによって直ちに本件原子炉施設の設計の妥当性が失われるということはできず、原告らの主張はその前提を欠くものである。
（ロ）　解析に用いた計算コードについて
原告らは、被告の前記解析に用いられたＡＳＳＣＯＰＳコードは信頼性を欠く旨主張する（なお、原告らは、本件許可申請に際しての「二次冷却材漏えい事故」の解析評価（漏えいナトリウムに
よる熱的影響評価）に用いられたＳＰＲＡＹ―Ⅱコード及びＳＯＦＩＲＥ―ＭⅡコードについても信頼性を欠く旨主張するが、ＡＳＳＣＯＰＳコードはＳＰＲＡＹ―Ⅱコードの改定コードであるＳＰＲＡＹ―Ⅲコード及びＳＯＦＩＲＥ―ＭⅡコードを融合させたコードである上、右本件許可申請に際しての解析評価の床ライナ温度の解析結果は、被告の前記解析の床ライナ温度の解析結果よりも低いから、ここではＡＳＳＣＯＰＳコードについて検討する。）。
この点、甲イ三五七及び乙イ四八・三・一・三―一〇三頁、一〇四頁、一〇六頁ないし一〇八頁によれば、右計算コードは、本件原子炉施設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、小、中規模漏えいについても解析できるようにしたものであること、中規模漏えい時の解析については、被告が従前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、燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱとの比較から、その妥当性を確認したこと（解析結果は、ナトリウム燃焼実験の測定値とおおむね一致し、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共に、測定値よりも高い傾向を示した）が認められ、また、乙イ四一によれば、安全委員会も、右計算コードを用いた前記（（２）、（ロ））の解析結果と本件事故、燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱの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することは可能であるとしたことが認められる。そうすると、右計算コードは、床ライナの温度を評価する計算コードとして信頼できるものといえる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
３　原告らの本件事故に係るその他の主張について
（一）　ＬＢＢの思想について
原告らは、本件事故時において、ナトリウム漏えい検出器による検知が、火災報知器による検知に遅れたことは、微小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、ＬＢＢ思想（破断等により大規模な漏えいに至る前に小規模漏えいの段階で漏えいを検知する考え方）を前提とする本件原子炉施設の設計の欠陥を示すものである旨主張する。
この点、本件事故時において、ナトリウム漏えい検出器による検知が、火災報知器による検知に遅れたことは当事者間に争いがない。しかし、証人Ｐ１１の証言
（Ｐ１１調書一・一九ないし二一頁）
及び乙ホ二の三（証人Ｐ８調書三）四三丁表、同裏によれば、ＬＢＢ思想は、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こと、本件さや管は外径が一〇ミリメートルであり、右思想の適用範囲にないことが認められる。
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検出器及び火災検知器を設置しているが、証人Ｐ１１の証言（Ｐ１１調書一・二一頁、二二頁）及び乙一六・一〇―三―三四頁によれば、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ことが認められる。そうすると、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に差異はなく、本件原子炉施設の設計においては、いずれかが先に検知することが予定されているといえる。
したがって、本件事故時にナトリウム漏えい検出器による検知が火災報知器による検知に遅れたことは、本件原子炉施設の設計に欠陥があることを意味するものではないから、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（２）　ナトリウム・コンクリート反応について
原告らは、本件事故によって本件配管室の壁面コンクリートに深さ一ミリメートル程度の黒灰色の変色が生じたのは、ナトリウム・コンクリート反応によるものであり、このことにより、本件原子炉施設の安全性が確保されないことが明らかになった旨主張する。


確かに、右変色は、何らかの化学反応によって生じたと考えるのが自然であるから、ナトリウムとコンクリートの化学反応が起こったと考えることもあながち根拠のないものではない。
しかし、前記（一、２、（一））のとおり、本件事故において、ナトリウムのコンクリートに対する影響は表層部にとどまり、ナトリウムとコンクリートとの反応生成物は検出されず、構造耐力、遮へい性能への影響はないものと判断されており、ナトリウム・コンクリート反応によって、コンクリートの健全性が失われた事実はない。また、乙イ四五によれば、本件配管室の壁面コンクリートの厚さは約一メートル近くあり、熱伝導が悪いために短時間高温に曝されてもコンクリートの内部までは昇温しないことが認められる。そうすると、原告らの指摘する変色の事実は、その原因がナトリウムとコンクリートの化学反応であった否かにかかわらず、
本件原子炉施設の安
全性を左右するものではないというべきである。
なお、ドイツ・カールスルーエの実験（甲イ三五〇の二）は、円柱状のコンクリート試験体の上部に鉄製の環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り、右実験においては、鉄製の環は破壊されたが、コンクリート試験体が損傷したとの結果は示されていない。
また、アメリカ・ハンフォードの実験（甲イ四一〇の一）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上で、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約七五〇℃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八八〇℃まで加熱して三時間実験を継続したというものであり、右実験においては、鉄製床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が、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。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（三）　ナトリウム漏えい検出器の不備について
原告らは、本件原子炉施設の二次主冷却系配管に設置されているナトリウム漏えい検出器は、①発報した検出器については中央制御室の中央制御盤で特定一することができるが、右検出器の具体的な計測値は中央制御室で確認することはできず、中央制御室の外の現場制御盤において確認しなければならない構造となっており、ナトリウム漏えいの状況を迅速かつ適切に把握することができない、②漏えい規模が小さい場合には検出遅れが一時間単位にもなりえるとして、機能上不備がある旨主張する。
しかし、①の点については、前記（一、２、（三））のとおり、本件事故時には、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から、現場制御盤で確認しなければならないことが本件事故においてナトリウム漏えいを拡大したとはいえない上、前記（２、（三）、（３）、（ロ）、（ａ））のとおり、現状設備においても、運転手順書の改善により事故後八〇分間でナトリウムの漏えいは停止するものと認められ、右時間で漏えいが停止すれば、本件原子炉施設の安全性が損なわれることはない。また、前記（２、（三）、（２）、（ロ）、（ａ））のとおり、改善措置が講じられた後は、セルモニタ、カラーＩＴＶ及び総合漏えい監視システムが設置され、運転員は中央制御室において、ナトリウムの漏えいの有無及び推移を確認できる。
②の点については、乙ホ二の三（証人Ｐ８調書三）七二丁表、同裏には、漏えい規模が小さい場合には検出遅れが一時間単位にもなりうる旨の証言がある。しかし、甲イ二四三によれば、本件原子炉施設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当たり一〇のマイナス一〇乗グラム以上であれば検出することができる感度を有し、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、平均一分から二分程度でこれを検出できることが認められるのであって、右証言も、本件事故におけるナトリウムの漏えい量の場合にそのような検出遅れがありうるとしたものではなく、これを遥かに下回り、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に、検出まで長時間を要する場合があるという趣旨と解される。そうすると、そのような微小漏えいの場合に検出遅れがあるとしても、本件原子炉施設の安全性に影響しないことは明らかであるから、本件原子炉施設のナトリウム漏えい検出器に不備があるということはできない。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（四）　火災検知器の不備について
原告らは、本件原子炉施設の二次主冷却系配管室に設置されている火災検知器は、ナトリウムの漏えい検知の機能も有しているところ、右検知器の発報は中央制御室から約二・六メートル離れた所に設置してある火災報知器により確認しなければならない構造となっており、ナトリウム漏えいの状況を迅速かつ適切に把握することができない旨主張する。
しかし、本件事故時には、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から、火災報知器により確認しなければならないことが本件事故においてナトリウム漏えいを拡大したとはいえないし、前記（２、（三）、（３）、（ロ）、（ａ））のとおり、現状設
備においても、事故後八〇分間でナトリウムの漏えいが停止すると認められ、右時間で漏えいが停止すれば、本件原子炉施設の安全性が損なわれることはない。また、前記（２、（三）、（３）、（ロ）、（ａ））のとおり、改善措置が講じられた後は、運転員は中央制御室において、ナトリウムの漏えいの有無及び推移を確認することができる。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。（五）　オーバフロータンクのナトリウム液面計の不備について原告らは、本件事故によって、本件原子炉施設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・七トンないし〇・八トンと感度が低く、漏えい規模を適切に判断することができず、機能に不備があることが明らかになった旨主張する。
しかし、前記（二、３）のとおり、本件原子炉施設においては、小、中規模のナトリウムの漏えいは、ガスサンプリング式ナトリウム漏えい検出器や火災検知器によって検知することとされていたのであるから、右オーバフロータンクの感度が低いからといって、ナトリウム漏えいの検知に不都合はないといえる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（六）　ドレン関連機器の不備について


原告らは、本件事故によって、本件原子炉施設の二次主冷却系のナトリウムドレン関連設備は、原子炉停止後直ちに行う緊急ドレンが一〇同程度しか行い得ないものであるから、健全性を欠くことが明らかになった旨主張する。しかし、前記（第七章第五、一、６、（四）、（９））のとおり、二次冷却材漏えい事故に対する防止対策が取られていることにかんがみると、原子炉停止後直ちに行う緊急ドレンが一〇回程度行えれば（甲イ三〇一によれば、原子炉停止後直ちに行う緊急ドレンを一〇同程度行っても健全性が損なわれないことが確認されていることが認められる。）、二次冷却材漏えい事故には十分対応できるといえる。また、前記（２、（三）、（２）、（ロ）、（ｂ）、（い））のとおり、被告は、本件事故を踏まえた設備改善措置として、ドレン機能の強化を予定しており、乙イ四八・三・一・三―五五頁によれば、改善措置を講じた後の本件原子炉施設につき、緊急停止時の設備の構造健全性を評価した結果、原子炉停止後直ちに行う緊急ドレンを約四〇回行ったとしても、その健全性を確保し得る見通しが得られていることが認められる。
したがって
、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（七）　運転手順書の不備について
原告らは、本件原子炉施設の運転手順書の記載には不備があり、運転員がこれに依拠して運転したことによって、本件事故において原子炉のトリップ等の一連の操作が遅れ、事故の拡大につながった旨主張する。
この点、前記（二、３）のとおり、運転手順書の細目の記載が正確であれば、本件事故において、原子炉のトリップ、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いずれもより短縮されたものと認められる。しかし、本件事故時には、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から、本件事故後の運転によって本件原子炉施設の安全性が損なわれたということはできない。
また、前記（２、（三）、（２）、（ロ）、（ｃ））のとおり、被告は、本件事故を踏まえた設備改善措置として、運転手順書の改善を行い、運転員は、セルモニタ等によってナトリウムの漏えいが検知され、ナトリウムの漏えいを確認した場合は、漏えいの規模ににかかわらず、原子炉を直ちにトリップすると共に、原子炉停止後直ちに行う緊急ドレンを行うように改善する予定であることが認められる。したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
（八）　水素爆発の危険性について
原告らは、燃焼実験Ⅱにおいては水素爆発が起こったとして、本件原子炉施設においても水素爆発が起こり得る旨主張する。
しかし、乙イ九・添四―二〇頁によれば、燃焼実験Ⅱにおける水素濃度は〇・一七パーセントであったことが認められ、水素の燃焼限界値である四パーセントを下回っていたことが認められるから、右実験においては水素の蓄積燃焼としての水素爆発は発生しなかったというべきである。確かに、右証拠によれば、原告らの指摘するとおり、ナトリウムとコンクリートが接触して発生した水素が燃焼したことが認められるが、右は水素の蓄積燃焼ではないことが明らかであるから、右燃焼の事実をもって水素濃度が燃焼限界値以下でも蓄積燃焼を起こすということはできない。
したがって、原告らのこの点についての主張は理由がない。
四　まとめ
以上からすれば、本件事故の発生により、本件原子炉施設の安全性が確保されないことが明らかになったといえないことはもちろん、本件原子炉施設において、「二次冷却材漏えい事故」が発生し、その場合にその影響が炉心にまで及び、炉心溶融事故等の重大事故の発生に至り、原告らの生命、身体に危害が及ぶ具体的な危険性があるとは認められない。
第一〇章　他の原子炉施設における事故について
第一　はじめに
原告らの主張の中には、過去に他の原子炉施設において発生した事故を挙げ、本件原子炉施設においても同様の事故が起こる可能性があるとして、本件原子炉施設が安全性を欠く旨主張するかのようにみられる部分がある。しかし、他の原子炉施設は、その程度はともあれ、本件原子炉施設とはその設計、構造、設備を異にするものであるから、他の原子炉施設において発生した事故が直ちに本件原子炉施設において発生する具体的可能性があるということはできない。もっとも、他の原子炉施設の事故発生の原因となった事象が起こる可能性が本件原子炉施設においても存在し、本件原子炉施設において右事象からの事故の発生、拡大、事故の影響の拡大を防止するための十分な対策が取られていない場合には、当該原子炉施設で発生した事故と同様の事故が本件原子炉施設においても発生し、かつ、その場合に安全性が確保されないといえる場合があると考えられる。本判決においては、第七章の関連箇所において、適宜、他の原子炉施設において発生した事故に関する原告らの主張を取り上げて判断を示してきたところであるが、本章では、原告らの主張する他の原子炉施設で起きた事故のうち重大なもの又は本件原子炉施設と関連が深いと考えられるものについて、事故の経過と原因を検討し、これと同様の事故が本件原子炉施設においても発生する可能性があるか、仮に発生した場合に本件原子炉施設の安全性が確保されない可能性があるかについて判断を示すことにする。
第二　チェルノブイリ事故
一　事故の概要及び原因
１　事故の概要
争いのない事実並びに甲六及び乙イ二四によれば、次のとおりと認められる。チェルノブイリ四号炉は、当時のソビエト連邦ウクライナ共和国のチェルノブイリに設置された熱出力三二〇万キロワット、電気出力一〇〇万キロワットの黒鉛減速軽水冷却沸騰水型原子炉（ＲＭＢＫ）である。
一九八六（昭和六一）四月二六日、外部電源喪失によりタービンの蒸気供給が停止された場合、惰性で回っているタービン発電機からの電力で非常用炉心冷却系設備のポンプ等をどの程度稼働させることができるかを確認する試験中、原子炉出力
が急激に増大し、こ
れを抑えることができなかったことから、燃料チャンネル及び原子炉上部の構造物が破壊され、燃料及び黒鉛の一部が飛散し、原子炉建屋も破壊され、大量の放射性物質が環境へ放出された。
２　事故の影響
事故によって三一名が死亡し、また、三〇キロメーートル圏内の住民約一三万五〇〇〇人が避難した。特定の地域の住民の被曝線量は〇・〇三ないし〇・〇四レムに達したとみられるが、大多数は〇・〇二五レム以下の外部被曝線量であり、急性障害はみられなかったとされている。また、ソビエト連邦によれば、避難住民の外部被曝集団線量は約一六〇万人レムとしている（なお、この点については、住民の急性障害が存在したことや、子供を中心に晩発性障害（発がん）が多発していること等を示す証拠も存在するところである。）
３　事故の原因


事故の原因は、①原子炉が炉心特性として低出力運転時には反応度出力係数が正の値となり、正の反応度フィードバック特性を有するにもかかわらず、原子炉緊急停止系の設計が右炉心特性に十分対応したものではなかったこと（設計上の要因）、②運転員に多数かつ重大な規則違反があったなど、運転管理体制及び発電所全般の安全確保に対する意識が極めて不十分であったこと（運転規則違反）にあったことが認められる。
なお、右運転規則違反について、違反ではない、若しくは重大な違反でなく運転員を責めることはできないとする見解のあることが認められるが（甲イ二七、甲イ一七九、甲イ一九九、甲イ三七二等）、これらの証拠を前提としても、運転員が運転規則と異なる運転を行ったという事実はこれを明らかに認めることができる。
二　本件原子炉施設との関係
チェルノブイリ四号炉は、ＲＭＢＫであり、ＬＭＦＢＲである本件原子炉施設とは炉型を異にする。そして、右事故の事故原因のうち、①については、本件原子炉施設では、前記（第七章第五、三、２、（二）、（１））のとおり、すべての運転範囲において、ボイドが発生することはないから、ボイド係数が正であるという問題は生ぜず、かつ、出力係数は負である。また、甲六によれば、チェルノブイリ四号炉には、反応度操作余裕（チェルノブイリ四号炉は、制御棒の持つ負の反応度は原子炉を緊急停止させるに十分なものであったが、制御棒の挿入速度が炉心の長さに比べて遅く、制御棒を炉心に完全に挿入するには約一八秒を要するものであった。そのため、緊急停
止のために必要な負の反応度を速やかに挿入することができずに原子炉の緊急停止に失敗する可能性を回避するため、運転中は常に何本かの制御棒を炉心に挿入しておき、緊急停止の実効性を確保する必要があった。この緊急停止を可能にするため制御棒の挿入が、反応度操作余裕の考え方である。）の確保が必要であったが、本件原子炉施設は、一ないし二秒以内に制御棒を炉心に挿入することができ、反応度操作余裕は必要でないことが認められる。したがって、①の事故原因は本件原子炉施設には当てはまらない。また、②の運転員の規則違反については、運転員の規則違反ではないという見解もあるが、いずれにしても設計上予定されていない運転が意図的にされたことには変わりがないところ、本件原子炉施設において意図的に設計上予定されていない運転がされる具体的可能性があると認めるに足りる証拠はない。
したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第三　ＥＢＲ―Ｉの燃料溶融事故
一　事故の概要と原因
甲イ四六、甲イ三七六及び乙イ七六によれば、次のとおりと認められる。ＥＢＲｌＩは、米国アイダホ州の国立工学研究所内に設置されている小型の高速実験炉（電気出力二〇〇キロワット）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。マークⅡ炉心での運転において、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（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。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）を指示したが、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）ボタンを押してしまった。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、炉心は燃料体積の四〇ないし五〇パーセントが溶融した。
右事故の原因は、急速スクラムを
行うべきであったところ、運転員が誤って低速スクラムをしたことにあった。また、マークⅡ炉心が正の反応度をもたらしたのは、燃料の照射に伴う変化の検査のため、燃料要素を取り出しやすいように長手方向のワイヤ・スペーサを取り去り、かつ、燃料要素の固定を緩くしてあったために、高温になると燃料要素が湾曲したためであった。
二　本件原子炉施設との関係
右事故の原因は、故意に二つの原子炉安全系を外した上で原子炉の出力上昇操作を行ったことにあるが、本件原子炉施設において、意図的に設計上予定されていない運転がされる具体的可能性があると認めるに足りる証拠はない。また、前記（第七章第五、一、２、（二）、（３）及び同（４））のとおり、本件原子炉施設の炉心は、燃料要素の外周にワイヤ・スぺ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共に、軸方向には自由に膨張できる構造とされているので、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極めて低いといえる。
したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第四　エンリコ・フェルミ炉の燃料溶融事故
一　事故の概要と原因
証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書七・二一丁表ないし二三丁裏）、甲イ二六、甲イ四七及び乙イ七六によれば、次のとおりと認められる。
エンリコ・フェルミ炉は、電力会社（デトロイト・エジソン社）及びメーカ連合体が米国ミシガン州に設置した、濃縮ウラン合金をジルコニウムで被覆した燃料を用いた商業用ループ型ＬＭＦＢＲ（電気出力六万五九〇〇キロワット）である。一九六六（昭和四一）年一〇月五日、出力上昇試験中、熱出力三万キロワットに達したとき、炉内中性子束変化率の乱れと、一部の燃料集合体出口の冷却材温度の上昇があり、更に原子炉建屋の上部排気ダクト内放射能高の警報が発したため、出力降下操作を行い、手動スクラムで原子炉を停止したが、二体の燃料集合体の融着が確認された。
右事故の原因は、原子炉容器底部の整流板のジルコニウム製カバー（厚さ一ミリメートル、ネジで固定）のうちの一枚が、冷却材の流動により振動、剥離し、これが燃料集合体の冷却材入口を閉塞したため、冷却材流量が低下して燃料温度が上昇したことにあった。
二　本件原子炉施設との関係
右事故の原因は、要


するに原子炉容器内の構造物が脱落して冷却材流路を塞いだことにある。しかし、本件原子炉施設においては、前記（第七章第五、一、２、（二）、（３）、（イ）、（ｂ））のとおり、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（オリフィス孔）を設け、冷却材流路を多重化することにより、冷却材流路の閉塞を防止しており、部品の脱落等により冷却材の流路が閉塞するおそれはない。また、前記（第七章第五、一、３、（一）、（２）、（ロ））に加え、乙一六・八―九―四二頁によれば、万一燃料が破損した場合でも、複数の破損燃料検出装置によってこれを早期に検知し、遅発中性子法破損燃料検出装置の信号が設定値を超えた場合には原子炉は緊急自動停止され、事故を終息できることが認められる。
したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第五　スーパーフェニックスの一次系カバーガス中の空気混入によるナトリウム汚染
一　事故の概要と原因
乙イ七六によれば、次のとおりと認められる。
スーパーフェニックスは、フランスのクレイマルビルに設置されたタンク型の高速実証炉（熱出力三〇〇万キロワット、電気出力一二四万キロワット）である。一九九〇（平成二）年六月一〇日、出力上昇中にナトリウムの不純物濃度の指標となるプラギング温度が上昇し、一四〇℃で安定したが、通常の一時的現象と考えられた。同月二〇日、プラギング計の特性曲線上に一八〇℃に相当するプラギング温度が観測されたが、水素化合物によるものであり、水素は中間熱交換器の伝熱管を透過して二次系に抜けるので、注意を払う必要はないとされた。同月二六日、一次ナトリウム純化系のコールドトラップのうち一基が閉塞し、同月三〇日にはもう一基も閉塞した。
右事故の原因は、フィルタカートリッジ系カバーガスの放射能測定系のポンプシール膜が部分的に裂け、カバーガスに空気が混入し、その結果、一次系ナトリウムが酸素等により汚染され、プラギング温度が上昇したことにあった。なお、酸素の混入量は、酸化ナトリウム換算で三〇〇ないし三五〇キログラムと推定された。
二　本件原子炉施設との関係
前記（第七章第五、三、２、（五））のとおり、本件原子炉施設においては、一次アルゴンガス系内の圧力は、右アルゴンガス系が配置される各部屋の雰囲気の気
圧よりも若干高くなるように保持され
るから、本件原子炉施設において、仮に右アルゴンガス系の設備に破損が生じたとしても、アルゴン・カバーガス中に空気が混入することは想定し難い。また、前記（第七章第五、三、２、（四）、（１）、（ロ）、（ａ））のとおり、ナトリウム中の不純物を除去するためにコールドトラップが設置され、これによって、本件原子炉施設の通常運転中のナトリウム中酸素濃度は一〇ＰＰｍ以下に保たれるから、ナトリウム中に不純物が生じ、右不純物による腐食によって配管が破損したり、破断したりすることは想定し難い。
したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第六　スーパーフェニックスのナトリウム漏えい事故
一　事故の概要と原因
証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書七・三八丁表ないし三九丁裏）、甲イ二九ないし三三及び甲イ六二によれば、次のとおりと認められる。
一九八七（昭和六二）年三月、スーパーフェニックスの炉外燃料貯蔵槽から液体ナトリウムが漏えいした。漏えい量は当初五〇〇リットル／日であったが、四月中旬以降止まった。
右事故の原因は、炉外燃料貯蔵槽と支持板の溶接が適切にされていなかったことに加え、水を張った試験後の不十分な水抜きにより溶接部分にさびが生じ、このさびとナトリウムとが反応して生成された水素が材料（炭素鋼）中に浸透したことにより、残留応力の下で割れが生じ、ついには炉外燃料貯蔵槽を貫通したことによると考えられている。
二　本件原子炉施設との関係
右事故の原因は、不十分な溶接と水抜きにあるところ、前記（第四章第二、一）のとおり、本件原子炉施設において、溶接をするものについては、溶接方法について科学技術庁長官の認可を受け、その溶接につき同長官の検査を受けて、これに合格した後でなければこれを使用してはならない（規制法二八条の二第二項、一項、七四条の二第一項、昭和四二年八月一日付総理府告示第三三号告示第二の三及び四）こととされており、また、証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書七・四〇丁表）によれば、本件原子炉施設の溶接は、資格を有する技師により、強度、耐久性等において十分信頼性のある方法で行われ、溶接前後の検査が行われること、本件原子炉施設の炉外燃料貯蔵槽は、製作、据付の段階を通じて、水を入れることは予定していないことが認められる。そうすると、本件原子炉施設において、右事故と同様の事故
が発生することは想定し
難い。また、証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書七・三八丁表）及び甲イ六二によれば、右事故において原子炉の機能が影響を受けた事実はなかったことが認められる。したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第七　フェニックスの異常な反応度低下
一　事故の概要と原因
証人Ｐ９の証言（Ｐ９調書七・三〇丁裏、三一丁表）、甲イ九五、九七、甲イ一七四及び乙イ七六によれば、次のとおりと認められる。フェニックスは、フランスのマルクールに設置されたタンク型高速原型炉（電気出力二五万キロワット）である。
一九八九（平成元）年八月、九月、平成二年九月の三回、炉心の反応度（中性子検出器の信号）が異常に低下して、原子炉が自動停止した。右反応度低下については、当初は、①一次冷却系のアルゴンガスが何らかの原因で液体ナトリウム中に巻き込まれ、アルゴンガスが炉心周辺部を通過したと推定され、炉心へのガスの注入試験を含め様々な原因調査が行われた。その結果、ガスの巻き込みが原因であると仮定した場合には、数百リットルにも及ぶ極めて大量のガスが炉心周辺部を通過することが必要になるが、このようなことは現実的には想定し難いことから、結局、ガスの巻き込みは原因ではないとされた。また、②電気的なノイズが原因として検討されたが、現在のところ、原子炉容器の下部に設置されている検出器による中性子束の変化は、電気的なノイズによるものではなく、実際の中性子束の変化を表したものであると考えられている。このため、③燃料集合体の変位等、他の原因に注目した調査が行われている。
二　本件原子炉施設との関係


右事故は、原因が解明されているとは言い難いが、前記（第七章第五、一、２、（一）、（イ）、（ｂ）、同２、（二）、（４）及び同（３）、（二）、（１））のとおり、本件原子炉施設においては、アルゴンガスの巻き込み対策が十分されていること、燃料集合体は過大な変形等を防止し得る構造となっていること、中性子束が異常に変化した場合は、原子炉緊急停止装置が働き原子炉が停止することから、本件原子炉施設においては、右事故の原因として考えられているいずれかの原因によって事故が起こることは想定し難い。
したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第八　フェニックスの中間熱交換器からの二次系ナトリウム漏えい事故
一　事故
の概要と原因
甲イ五二及び乙イ七六によれば、次のとおりと認められる。一九七六（昭和五一）年七月一一日、六基ある中間熱交換器（ステンレス鋼製）の一つの頂部からナトリウムが漏えいして小火災が発生し、同年一〇月三日にも別の中間熱交換器の同じ箇所からナトリウムが漏えいして火災を引き起こした。右事故の原因は、下降管と中間熱交換器胴との間に予想を上回る熱膨張差が生じたことにより、二次系ナトリウム出口の上蓋と内壁をつなぐ溶接部（七月の事故）、二次系ナトリウム出口部の上部プレート（一〇月の事故）に破損が生じたことにある。
二　本件原子炉施設との関係
前記（第七章）に加え、乙イ七六によれば、本件原子炉施設の中間熱交換器については、すべての運転状態において生じると考えられる圧力、熱荷重、地震荷重等の必要な荷重の組合せに耐え、かつ機能を維持できるよう設計されていること、万一漏えいがあった場合も、これを速やかに検出できることが認められる。したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第九　ＴＭＩ事故
一　事故の概要及び原因
甲イ一六、甲イ一五〇及び甲イ三八八によれば、次のとおりと認められる。１　事故の概要ＴＭＩ二号炉は、米国ペンシルバニア州スリーマイル島上に設置されたＰＷＲ（電気出力九五万九〇〇〇キロワット）である。一九七九（昭和五四）年三月二八日、原子炉は定格の九七パーセントの出力で運転されていたが、何らかの事情により、二次系の主給水ポンプが停止し、ほぼ同時にタービンが停止した。その結果、一次系の温度、圧力が上昇し、加圧器逃し弁が開き、原子炉がスクラムした。
これにより、一次系圧力は急速に低下しへ加圧器逃し弁の閉設定圧力以下となったが、この弁が故障して開いたままの状態となり、一次冷却材が格納容器に流出し、小規模の一次冷却材喪失事故の状態となった。
そして、二分後に非常用炉心冷却装置高圧注水系が自動起動したが、一次冷却材が局所的に沸騰を起こし、発生した蒸気泡が冷却材を加圧器に押し上げて、一次冷却材の量が増加しているかの如き現象を呈したことから、運転員は、高圧注水ポンプ一台を停止し、もう一台の流量を昀低限にまで絞った。そのため、一時冷却材はますます減少し、蒸気泡が増加したことから、冷却材ポンプの振動が激しくなり、
ポンプの破損をおそれた運転員は、冷却材ポンプ四台
全てを停止した。これにより、ポンプが運転されている間は循環して炉心を冷却していた水、蒸気の流れが止まり、蒸気と水が分離し、炉心の上部が蒸気中に露出した。炉心は三分の二ほど露出したと推測され、露出した燃料は温度が急上昇し、大量の放射性物質が一次系内に放出された。また、燃料被覆管と蒸気が反応して、大量の水素が発生した。
２　事故の影響
環境へ放出された放射性物質の大部分は、気体状の放射性物質であり、放射性希ガス約二五〇万キュリー、放射性よう素のうち、よう素一三一が約一五キュリーと推定された。放出経路は、主として放射性物質を含んだ一次冷却材が抽出され、補助建屋内の抽出、充填系で脱気される際に出てくる放射性ガスが配管や機器の漏えい箇所から外へ出たもので、補助建屋の換気系によって、排気筒から環境に放出されたものであり、液体状の放射性物質は微量であり、問題となるものではなかった。
環境に放出された放射性物質による周辺公衆の外部全身被曝量については、半径八〇キロメートル以内の住民約二一六万人についての集団線量の現在昀も信頼できる値としては、家屋の遮へい効果等を考慮した場合、約二〇〇〇人レム（個人の被曝線量は平均約一ミリレム）と推定されている。
３　事故の原因
右事故の経過によれば、主給水喪失が炉心損傷にまで拡大した決定的要因は、①加圧器逃し弁が約二時間二〇分にもわたって開放されたままの状態に置かれていたこと、②高圧注水ポンプの流量が約三時間一六分にもわたり昀小限にしぼられた状態にあった点にあった。
二　本件原子炉施設との関係
ＴＭＩ二号炉は、ＰＷＲであり、ＬＭＦＢＲである本件原子炉施設とは炉型を異にし、加圧器逃し弁は存在しないから、本件原子炉施設において、右事故と同様の事故が発生することは想定し難い。また、右事故の原因は、直接的には運転員が原子炉の状況を的確に把握できなかったことから適切な運転操作を行えなかったという、計測制御装置と運転管理に問題があったことにあるところ、前記（第七章第五、一、３、（一））のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の計測制御装置の信頼性を確認しており、また、前記（第八章）のとおり、本件原子炉施設の運転段階における安全確保対策は、その安全性を確保するのに十分なものということができる。
したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第一〇　ＰＦＲの一次主冷却系循環ポンプ潤滑油の一次系ナトリウム中への混入
一　事故の概要と原因
乙イ七六によれば、次のとおりと認められる。
ＰＦＲは、実験炉ＤＦＲに続いてイギリスのドーンレイに建設された電気出力二七万キロワットのタンク型高速原型炉である。
ＰＦＲは、一九九一（平成三）年五月から、ほぼ一〇〇パーセントの出力で運転中であったが、同年六月二九日、一次主冷却循環ポンプの上部ベアリングが過熱し、プラントを手動で停止した。


右事故の原因は、同年六月二四日に、ポンプの軸封ガスの流量が零に低下し、これがアルゴンガス系統のフィルターの目詰まりと判断され、翌二五日に運転員により回復措置としてアルゴン系統を負圧にしての換気操作が行われたことから、ポンプ容器内のカバーガスが減圧され、ナトリウム液位が上昇して潤滑油のドレンタンク内に浸入し、以前から蓄積していた昀大で一七リットルの潤滑油を押し出す形でナトリウム中に混入させ、その後、同月二九日まで潤滑油の流出が続き、推定約三五リットルのベアリング潤滑油が一次系ナトリウム中へ混入し、潤滑油系統の油量が不足してベアリングの過熱が起こったことにあった。
二　本件原子炉施設との関係
乙イ七六によれば、本件原子炉施設の一次主冷却系ポンプの上部ベアリング潤滑油のシール部からの漏えいについては、ＰＦＲと異なり、二重の回収構造が採用されており、一段目の回収構造で回収しきれず、二段目の回収構造内の油量が異常に増加した場合には中央制御室に警報を発し、更に増加した場合にはポンプをトリップさせるシステムを採用していること、また、潤滑油のタンクへの回収方法は、重力で落下する方式としており、ＰＦＲのような負圧操作を行う必要はないこと、そして、一次主冷却系循環ポンプにはナトリウム液位計が設置され、液位の異常な上昇、下降を監視すると共に、ナトリウム液位と油回収構造との間に十分なレベル差を設けて、油回収構造にナトリウムを吸い上げてしまうことのない設計となっていることが認められる。
したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第一一　サリー二号炉における配管破断事故
一　事故の概要と原因
甲イ八ないし一二及び乙イ七七によれば、次のとおりと認められる。サリー原子力発電所二号炉は、米国バージニア州サリー郡のジェームズ川ほとり
に設置され
たループ型ＰＷＲ（電気出力七七・五万キロワット）である。一九八六（昭和六一）年一二月九日、全出力で運転中、三ループのうち一ループの主蒸気隔離弁が誤って開となったが、これにより入口側ヘッダ圧力がランプ状に上昇したため、主給水ポンプの入口側配管のエルボ部付近に亀裂が貫通して蒸気が吹き出し、数秒後に全周破断した。原子炉は、主蒸気流量と主給水流量の不一致警報が発報した後、「蒸気発生器水位低低」信号によりトリップした。右事故の原因は、不十分な水質管理の下に生じた腐食と不適切な配管の接続（ティーとエルボが近接した構造であった）によって生じた冷却水の流れの急変による侵食（エロージョン／コロージョン）とが重なって配管の内面が著しく減肉され、破断するに至ったことにあった。
二　本件原子炉施設との関係
乙イ七七によれば、本件原子炉施設においては、適切な配管引き回し及び水、蒸気の流速条件によりエロージョン／コロージョンは抑制されることが認められる。また、前記（第七章第五、三、２、（四）、（１）、（ロ）、（ａ））のとおり、ナトリウム中の不純物を除去するためにコールドトラップが設置され、これによって、本件原子炉施設の通常運転中のナトリウム中酸素濃度は一〇ＰＰｍ以下に保たれる。
したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第一二　福島第二原子力発電所三号炉における金属片の侵入
一　事故の概要及び原因
甲イ一四、二二一、二二二及び乙イ七八によれば、次のとおりと認められる。福島第二原子力発電所三号炉は、東京電力が福島県双葉郡富岡町に設置したＢＷＲ（定格電気出力一一〇万キロワット）である。
一九八九（昭和六四）年一月一日午後七時二分、出力一〇三万キロワットで運転中、原子炉再循環ポンプの一つに振動大の警報が発生したが、ポンプの回転数をわずかに低下させたことで警報レベル以下となったため、出力一〇〇万キロワットで運転を継続した。同月六日午前四時二〇分、同ポンプから振動大の警報が再発生したため、ポンプの回転数を徐々に下げ、階段的に出力を七四万キロワットに下げたにもかかわらず、振動値が低下しなかったので、原子炉を停止した。右事故の原因は、ポンプの水中軸受リングと軸受本体の溶接部が、強度上の余裕が少ない溶接構造であった上、溶込みが不足していたことから、回転に伴ってリン
グ上下面に
圧力差が変動的に生じ、リングの固有振動数と重なると、軸受本体とリングの溶接部に大きな変動応力がかかるため、右溶接部が疲労破断し、リングが脱落したことにあった。
二　本件原子炉施設との関係
乙イ七八によれば、本件原子力施設の一次系主循環ポンプには、水中軸受リングに相当する構造はないことが認められ、右事故と同様の事故が本件原子炉施設において発生する可能性はないといえる。
したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第一三　セイラム一号炉の制御棒不作動
一　事故の概要と原因
乙イ七五によれば、次のとおりと認められる。
セイラム一号炉は、米国ニュージャージ州に設置された電気出力一〇九万キロワットのＰＷＲであり、一九六八年八月に建設が開始され、一九七六年一二月に初臨界となった。
一九八三年二月二五日、定期検査と燃料入れ替えを終えて運転を再開したが、その際、「蒸気発生器水位低低」信号によって原子炉保護系から原子炉停止信号が発生したにもかかわらず、原子炉緊急自動停止装置が作動しなかった。プラントのパラメータがスクラムと一致しないことから、制御棒が挿入されていないことに気付いた運転員が、原子炉停止信号の約三〇秒後に手動で原子炉を停止したため、器械の損傷等は全くなかった。
右事故の原因は、原子炉保護系から原子炉自動停止装置に自動停止信号が入力されたにもかかわらず、原子炉自動停止装置のブレーカが二台とも開動作に失敗したためであり、これは、電流遮断器可動部（ラッチ部）の潤滑が適切でなかったという保守、点検上の過誤に起因するものと考えられている。
二　本件原子炉施設との関係
右事故の原因は、適切な保守点検がされていなかったことにあるところ、本件原子炉施設においては、前記（第八章第一、五）のとおり、当直長が、毎日一回以上制御棒駆動機構設備を点検し、また、定期自主検査として、①原子炉の停止中は、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」を一年ごとに行い、②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遮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ため、原子炉トリップ回路の模擬試験を一か月ごとに行うこととされているから、本件原
子炉施設にお


いて右事故と同様の事故が発生することは想定し難い。したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第一四　ＳＬ―一の臨界事故
一　事故の概要と原因
甲イ三七五及び甲イ三八五によれば、次のとおりと認められる。ＳＬ―一は、米国アイダホ州に設置された二〇〇キロワットの電力及び四〇〇キロワットの暖房用電気等価エネルギーを発生するＢＷＲである。一九六一（昭和三六）年一月三日、定期保守等のための停止から運転を再開するために、制御棒駆動モーターを取り付ける作業中、原子炉が突如暴走して炉が爆発し、作業に当たっていた作業員三人が全員死亡した。
右事故の原因は完全には解明されていないが、制御棒が手で急速に引き上げられたことから大きな反応度が添加され、出力が上昇して熱膨張と気泡が発生し、これにより炉内の圧力が上昇して更に制御棒を引き抜く方向に働き、爆発に至ったものと考えられている。
二　本件原子炉施設との関係
前記（第七章第五、一、６、（四）、（１）、（ロ）、（ａ））のとおり、本件原子炉施設においては、通常運転時の制御棒引抜昀大速度は制限され、かつ、駆動モータの昀大駆動速度は電源と負荷の関係等から物理的に制限されるため、運転時の異常な過渡変化時又は事故時の基準を超えるような過度な反応度添加率が添加されることはないから一制御棒の異常な引き抜きによって反応度事故が起こることは想定し難い。
したがって、右事故の発生は、本件原子炉施設の安全性を左右するものではない。
第一五　まとめ
以上のとおり、過去に他の原子力発電所において発生した事故は、その発生の原因となった事象が本件原子炉施設において発生する具体的可能性が存在するとも、また、本件原子炉施設において右事象からの事故の発生、拡大、事故の影響の拡大を防止するための十分な対策が取られていないとも認められない。もちろん、他の原子力発電所における事故は、多々の重要な教訓を含むものであり、これらの教訓は、本件原子炉施設を含む全ての原子炉施設の設計、建設及び運転に当たって生かされなければならないものといえる。しかし、これらの事故の発生が、直ちに本件原子炉施設の安全性に影響するものと言い難いことはこれまで述べてきたとおりである。
第一一章　結論
以上判示したところによれば、①本件原子炉施設の平常運転時に環境に放出され
る放射性物質に
よる原告らへの生命、身体への影響は無視し得るほど小さいというべきであるから、本件原子炉施設が建設、運転されると、その平常運転時において原告らの生命、身体が侵害される具体的な危険があるとは認められない（第七章第四）。また、②本件原子炉施設の設計における立地条件、事故防止及び公衆との離隔に係る各安全確保対策並びに本件原子炉施設の運転段階における安全確保対策は、いずれも本件原子炉施設の安全性を確保し得るものということができ、原告らの主張を検討しても、右の安全確保対策に欠けるところはないというべきであるから、本件原子炉施設が建設、運転されると、大量の放射性物質が環境に放出されるような事故が発生し、原告らの生命、身体が侵害される具体的な危険があるとは認められない（第七章第三、第五、第六、第八章）。
よって、本件原子炉施設の建設及び運転の差止めを求める本件請求はいずれも理由がないから、これらを棄却し、訴訟費用の負担について民訴法六一条、六五条一項本文を適用して、主文のとおり判決する。
福井地方裁判所民事第二部
裁判長裁判官　岩田嘉彦
裁判官　酒井康夫
裁判官　岩崎邦生
〔原告の主張〕
第一章　序論
第一　はじめに
原告が本件もんじゅ訴訟を提起したのは一九八五年九月二六日であった。第一回口頭弁論は翌八六年四月二五日に開かれ、原告・Ｐ１３が「私たちには後世に対する責任がある。科学者よ、著るなかれ」と訴えた。
それ以来、原告は一貫して、本件もんじゅにおいては、内包するプルトニウムをはじめとする放射能の危険性を前提として、①化学的活性の強いナトリウムを使用しているので、配管破断などによるナトリウム漏洩火災事故が起こりやすいこと、②蒸気発生器の伝熱管破断が起きるとナトリウムと水の爆発的反応が起きて蒸気発生器が破壊されその影響は一次系に及ぶこと、③出力暴走事故がチェルノブイリ原発よりも起こりやすく、炉心崩壊事故に至ること、④直下型等の大地震が起こった場合、ナトリウム配管が破断してナトリウムが漏洩したり、原子炉施設が倒壊して放射性物質が外部に放出される危険性があることを主張してきた。また、本件もんじゅは再処理工場と並んでプルトニウム・リサイクルの要であり、発電・再処理・輸送等のあらゆる段階で放射性物質が環境中に放出される危険性があることも指摘してきた。
第二　もんじゅは研究開発段階の原子炉である
一　もん
じゅはプルトニウムの増殖を目的とする
「もんじゅ」はプルトニウムとウランの混合酸化物を燃料とする液体ナトリウム冷却の、発電設備を備えた高速増殖原型炉で、熱出力は七一・四万キロワット、電気出力は二八万キロワットである。現在、わが国で実用化されている発電用原子炉は、三～四パーセントの低濃縮ウランを燃料とし、軽水（普通の水）を減速材及び冷却材とし、速度の遅い熱中性子（秒速約二～三キロメートル）を核分裂反応に使用する「軽水炉」である。軽水炉においても核反応によって核分裂性のプルトニウムは生成されるが、消費した量よりも少なく、いわゆる増殖機能を持っていない。これに対し「高速増殖炉」は、核分裂の連鎖反応が主として高速中性子（秒速約二万キロメートル）により行われるものであって、核分裂性物質のうちプルトニウム二三九等の一定の物質について当該連鎖反応に伴い生成する量のその消滅する量に対する比率が一を越えるものである。「高速」中性子を用いて「増殖」を目的とするから高速増殖炉と呼ばれている。
動力炉による発電の実用化に向けての開発段階としては、一般的に、①実験炉、②原型炉、③実証炉、④実用炉の各段階を踏んで開発する方式が取られている。わが国においては、①高速増殖実験炉としては発電設備を持たない原子炉である「常陽」があり、②高速増殖原型炉としては、発電設備を持つ本件「もんじゅ」がある。それ以降は、③経済性を実証することを目的とした高速増殖実証炉を経て、④高速増殖実用炉に至るものとされていた。
従って、もんじゅは試験開発段階の高速増殖原型炉である。
二　もんじゅ発電プラント計画の概要
もんじゅの主要系統図は図１―１―１のとおりである


原子炉は、炉心及び炉内構造物を円筒状の鋼製容器に納めたものであり、定格出力時の一次冷却材ナトリウムの温度は、原子炉容器入口で三九七℃、出口で五二九℃である。炉心に装荷される炉心燃料は核分裂性のプルトニウムが約一六～二一パーセントも富化されたプルトニウム・ウラン混合酸化物である。これらをとりまくブランケットは二酸化ウラン（劣化ウラン）で構成され、炉心は全体としてほぼ正六角形の断面形状をしている。原子炉停止系は制御棒のみであり、軽水炉におけるボロン水注入等原理の異なる停止系を有してはいない。炉心で加熱された一次冷却材ナトリウムは配管を通って中間熱交換器に至り、そ
こで
細い伝熱管を隔てて二次冷却材ナトリウムに熱を伝達し、炉心に戻る。一次主冷却系はＡＢＣの三系統からなり、各系統はそれぞれ、中間熱交換器、一次主循環ポンプ、主配管及び弁等で構成されている。
二次冷却材ナトリウムは、中間熱交換器において細い伝熱管を隔てて一次冷却材ナトリウムから熱を受け取り、その熱を蒸気発生器において、細い伝熱管を隔てて水に伝達して水を蒸気に変え、更に過熱する機能を有する。二次冷却材ナトリウムは中間熱交換器に定格出力時には三二五℃で流入し、加熱されて五〇五℃で流出する。二次主冷却系は一次冷却系のＡＢＣ三系統に対応して三系統に分かれており、各系統はそれぞれ、二次主循環ポンプ、蒸気発生器、主配管及び弁等で構成されている。ナトリウム漏洩事故を起こしたのは、このうちのＣループの二次主冷却系配管である。
蒸気発生器は、蒸発器と過熱器によって構成される。加圧された水は、蒸発器において、細い伝熱管を隔てて二次冷却材ナトリウムから熱を受け取って蒸気になり、過熱器において、細い伝熱管を隔てて更に二次冷却材ナトリウムから熱を受け取って、約一二七気圧、四八三℃の高圧過熱蒸気となってタービン室に至ってタービンを回転させて発電し、復水器で冷却されて再び水となって蒸発器に至る構造となっている。
第三　もんじゅの危険性の根源―放射能
原子力発電所の危険性の根源は、原子炉に人体に有害な大量の放射性物質を内包することにある。平常時でも一定程度環境中に放出し、事故時にはその多くが環境中に飛び出してくる。事故が一旦発生すれば、放射能汚染は全世界的な規模に広がり、その被害は未来にも及ぶことはチェルノブイリ事故が如実に示している。放射線の人体に与える影響には、被曝した個人へ与える急性障害・晩発性障害の他に、その子孫に与える遺伝的障害も存在するのである。
もんじゅは、プルトニウムとウランの混合酸化物を燃料として使用する。プルトニウムの量は一・四トンであり、そのうち燃えるプルトニウム（プルトニウム二三九と二四一）は一トンである。これは長崎に投下された原子爆弾の五〇個以上の量に相当する。
酸化プルトニウムは直径一ミクロン程度の微粒子となって空気中に漂いやすく、体内に取り込まれやすい。一旦体内に取り込まれると、肺や骨、肝臓などの組織に沈着し、破壊力の強いアルファ線を出して周辺組織を被曝する。そのため、肺ガンや骨腫瘍、肝臓ガン、白血病の原因となり、生殖腺に達して遺伝障害の原因になる。
使用済核燃料に含まれるプルトニウムの僅か一グラムは、公衆一八億人分の年摂取限度となる程の非常に強い毒性をもっている。一旦事故が起こって炉内にあるプルトニウムの一パーセントが環境中に放出されたと仮定すると近隣市町村は壊滅的な打撃をうけ二〇万人がガンで死亡するという取り返しのつかない甚大な被害が発生する。
第四　ナトリウム漏洩火災の危険性
一　ナトリウムは化学的活性が強い
１　ナトリウムと空気中の酸素は、次のような反応によって激しく燃焼し、熱を出す。
２Ｎａ（ナトリウム）＋１／２０２（酸素）Ｎａ２０（酸化ナトリウム）２Ｎａ（ナトリウム）＋０２（酸素）　Ｎａ２０２（過酸化ナトリウム）ナトリウムが放射化する一次系ではナトリウム漏洩は直接放射性物質が環境中へ放出されることを意味するので機器室や配管室は酸素を少なくした窒素雰囲気とされているが、二次系では空気のままであるから漏出した場合にナトリウム火災が発生することになる。
２　ナトリウムは水と触れると次のように爆発的に反応して水素を出し、その衝撃力によって機器や配管を破壊する。さらに苛性ソーダ（ＮａＯＨ、水酸化ナトリウム）などの有害物質を発生させ、かつ熱を出す。
Ｎａ（ナトリウム）＋Ｈ２Ｏ（水）ＮａＯＨ（苛性ソーダ）＋１／２Ｈ２（水素）２Ｎａ（ナトリウム）＋Ｈ２Ｏ（水）ＮａＯＨ（酸化ナトリウム）＋Ｈ２（水素）更にナトリウムの酸化物も水と反応して苛性ソーダを生成する。Ｎａ２Ｏ（酸化ナトリウム）＋Ｈ２Ｏ（水）　２ＮａＯＨ（苛性ソーダ）Ｎａ２Ｏ２（過酸化ナトリウム）＋Ｈ２Ｏ（水）２ＮａＯＨ（苛性ソーダ）＋１／
２Ｈ２（水素）
３　更に、鉄がこれらの反応生成物と反応して腐食し、鋼製床ライナに穴をあけてナトリウムとコンクリートが直接接触する恐れがあることも、もんじゅで起こったナトリウム漏洩火災事故及びナトリウム燃焼実験Ⅱの結果、「新知見」として得られた。
Ｆｅ（鉄）＋３Ｎａ２Ｏ（酸化ナトリウム）Ｎａ４ＦｅＯ３（複合酸化物）＋２Ｎａ
ナトリウム漏洩火災事故の発生
もんじゅは、一九九五年一二月八日、使用前検査の一環として電気出力四〇％で運転中、Ｃループ二次系主配管に差し込まれていた温度計が設計ミスから高サイクル疲労により破損し、配管内を流れていた高温のナトリウムが温度計の隙間から外部に漏洩した。漏洩したナトリウムは直ちに白煙を上げながら燃焼して落下し、配管の直下にあった空調ダクト等の機器を損傷し、床ライナを溶融減肉させた。その後のナトリウム燃焼実験Ⅱにおいては、床ライナに大小五個の穴があき、降り注いだナトリウムがその穴を貫通してコンクリートと接触してナトリウムコンクリート反応が起き、発生した水素が空気と反応して爆発的に燃焼した。ナトリウム燃焼による高温下では、ナトリウムと酸素と鉄が反応して鋼製床ライナを腐食し、貫通孔をあける恐れがあることが判明したのである。


ナトリウムが多量にコンクリート上に注ぐと、コンクリートの中に含まれている多量の水と激しく反応し、コンクリートの破片を飛び散らせると同時にコンクリートを劣化させ、発生した水素が空気と反応して爆発して、コンクリート造りの格納容器を破壊して中間熱交換器や一次系配管を破壊し、放射化した一次系ナトリウムを放出させると同時に、原子炉内のナトリウムが減少して暴走事故が起こったり、放射性物質を放出したりする恐れがあることが明白となった。ナトリウム漏洩事故は、ナトリウムを取り扱うことの困難性をまざまざと見せつけたと同時に、情報を隠した被告動燃に原子力を取り扱う能力が無いこと、安全審査に重大な誤りがあったことを白日の下にさらしたのである。
第五　蒸気発生器伝熱管大量破壊の危険性
わずか三ミリメートルの壁をへだてて高温のナトリウムと高圧の水・水蒸気が接して熱交換を行う蒸気発生器は、もんじゅのアキレス腱である。イギリスの原型炉ＰＦＲの蒸気発生器において、一九八七年、一本の破断からわずか一〇秒程度のうちに三九本の伝熱管を破断し、更に七〇本を損傷するという重大事故が発生した。その原因は、ナトリウム・水反応によって発生した高熱のために伝熱管壁の機械的強度が低下して内圧によって伝熱管が破断する「高温ラプチャ」現象であった。
ところで、被告動燃は一九八一年の段階でもんじゅの定格運転時の条件を模擬した実験を行っており、その結果は驚くべきことに「高温ラプチャ」現象による伝熱管二五本の破断であった。しかし、被告動燃はこの実験結果を科学技術庁にも原子力安全委員会にも隠し通して安全審査を受けたのである。この事実は一九九九年二月末に被告動燃が開示した資料によってようやく明らかになったものであるが、被
告動燃の情報隠し体質をよく示し
ている。同時に、小規模の腐食やウェステージの実験から推定した、「当初一本破断＋三本の伝播破損」という仮定をおいて事故解析を行った安全審査が、根底から間違っていたことをも明らかにした。
第六　出力暴走して炉心崩壊が起こる恐れがある
一九八六年四月二六日にチェルノブイリ原子力発電所四号炉で史上昀悪の原発災害が起こった。運転員が原子炉を停止しようとしたことを契機に炉心の出力が上がり、コントロール不能となって爆発し、原子炉内にある放射性物質を地上高く噴き上げて地球規模の放射線汚染を引き起こしたのである。高速増殖炉の目的は「発電」と「核燃料の増殖」である。両方の目的を達するために、「高速」中性子を使い、炉心に燃料をぎゅうぎゅうに詰め込み、際どい運転をする必要がある。もんじゅにおいては、①炉心の出力密度が高く、燃料棒の間隔が狭くて冷却材が通りにくい、②燃料が溶けて寄り集まったりすれば再び臨界に達して出力が上昇する恐れがある、③冷却材が沸騰するとますます出力が上昇する、④原子炉を停止する機構として制御棒しかないので地震などの際に制御棒が挿入されないと出力を抑えられない等、軽水炉にない特徴を持っているために、軽水炉よりも出力暴走事故が起きやすい。
高速増殖炉においては、冷却機能が止まったのに緊急停止ができないと燃料が溶融して炉心内部で核爆発を引き起こす恐れがあり、炉心崩壊事故として非常に恐れられている。旧西ドイツの原型炉ＳＮＲ三〇〇やアメリカのクリンチリバー原型炉が中止になった原因の一つが炉心崩壊事故の恐れであった。
第七　地震によって倒壊する恐れがある
もんじゅの冷却材ナトリウムの配管は上下左右に曲がりくねり、迂回して機器と機器とを結んでいる。運転時と停止時の温度差が大きく、配管が大きく延び縮みするために配管を空中でくねらせているのである。その上に配管の厚みもわずか一センチメートルである。原子炉を緊急停止したときに急激に下がる温度によって配管が破壊されないためである。もんじゅではこのような「薄くてベランベラン」の配管をバネ付のハンガーやレストレイントで天井から釣り下げ、壁からの棒で支える。直下型等の大地震が起きた場合に、この配管が落下してナトリウムが漏洩する恐れがある。
兵庫県南部地震はマグニチュード七・二の直下型の地震であって未曾有の被害を
もたらしたが、反面、地震学の急速な発展を
もたらした。現在の知見に従えば、危険なのは地震の空白域であり、また地震の再来年数の相当割合が経過した活断層である。この観点でもんじゅ敷地周辺を見れば、甲楽城断層北部の空白域が問題となる。また、白木―丹生リニアメントとＳ１５～１７は連続していると考えられるが、仮に連続していなくても、兵庫県南部地震の時のように同時に動くことはあり得る。この断層群が活動したときの地震動の大きさは、安全審査の際に想定したものを大幅に上回る。想定外の大きな地震動が本件敷地を襲ったとき、多数の建屋と設備が同時に倒壊し、放射性物質が外部に放出される可能性は極めて高い。
第八　高速増殖炉の歴史と撤退
高速増殖炉は「発電をしながら、燃やした以上の燃料を作り出す」ものであり、「夢の原子炉」と宣伝されてきた。その構想はアメリカの原子爆弾開発（マンハッタン計画）の中から生み出され、一九四七年には実験炉クレメンタインが稼働し、一九五一年には世界昀初の原子力発電を実験炉ＥＢＲ―Ｉが実現した。しかし、一九五五年のＥＢＲ―１の炉心溶融事故、一九六六年のエンリコ・フェルミ実験炉の炉心溶融事故、一九八四年から八五年にかけてＳＮＲ三〇〇で頻発したナトリウム漏洩火災事故、一九八七年に起こったＰＦＲの蒸気発生器伝熱管破断事故、一九八九年から立て続けに起こったフランスの原型炉フェニックスの出力異常振動事故など、高速増殖炉の根幹にかかわる重大事故が相次いだ。高速増殖炉は本質的に大きな危険性をはらんでいて技術的にその危険性を閉じこめることが出来ず、原子力発電所として経済的になりたたないことが次第に明らかとなり、クリンチリバー原型炉は一九八三年に計画が中止され、ＳＮＲ三〇〇も九一年に建設計画は断念され、ＰＦＲも九四年に閉鎖されている。世界唯一の実証炉として一歩先を進んでいたフランスの高速増殖実証炉スーパーフェニックスも、一九九七年に至って研究炉の道さえ断たれ、廃炉が決定された。第九　設置許可処分の無効確認と建設・運転の差止の判決を確信する世界中で高速増殖炉開発が断念された原因は、その危険性と非経済性にある。もんじゅは今、ナトリウム漏洩事故以来運転を停止している。高速増殖炉は既に過去のものであり、もんじゅはこのまま廃炉になるべき運命にある。われわれ原告は、福井地方裁判所の判決によって、本件許可処分の無効が確認さ
れ、運転の差止が認
められることを確信するものである。
第二章　人格権・環境権に基づく差止請求


第一　「もんじゅ」民事差止訴訟の法的根拠
本件「もんじゅ」民事差止訴訟は、人格権又は環境権に基づく差止訴訟である。すなわち、原告らは、「もんじゅ」から約五八キロメートル以内の周辺地域である福井県下に居住する住民であり、本件施設における事故発生の際はもとより、平常運転時においても、大気や海水中に放出される放射性物質によって、その生命身体を損傷され、生活・職業等に重大な被害を受けるおそれがあるから、人格権又は環境権に基づき、「もんじゅ」の建設・運転に対する差止を請求するものである。
第二　人格権に基づく差止請求について
まず人格権に基づく差止請求については、いわゆる「北方ジャーナル事件」に関する昀高裁判決が指摘するように、個人の生命・身体は極めて重大な法益であり、個人の生命・身体の安全を内容とする「人格権は、物権の場合と同様に排他性を有する権利というべきである」から、生命・身体を違法に侵害され、又は侵害されるおそれのある者は、「人格権に基づき、加害者に対し、現に行われている侵害行為を排除し、又は将来生ずべき侵害を予防するため、侵害行為の差し止めを求めることができるものと解するのが相当である」（昀高裁判所昭和五六年（オ）第六〇五号同六一年六月一一日大法廷判決・民集四〇巻四号八七二頁、判時一一九四号六頁―北方ジャーナル事件）。
そして、原告らは、「もんじゅ」の周辺地域に居住する住民であり、本件施設における事故発生の際はもとより、平常運転時においても、大気や海水中に放出される放射性物質によって、その生命・身体を損傷され、生活・職業等に重大な被害を受けるおそれがある者に該当することは明らかであるから、人格権に基づき「もんじゅ」の建設・運転の差止めを求める本件請求は、民訴法上請求権としての適格性を有し、本件訴えは適法というべきであり、このことは、東北電力女川原発訴訟第一審判決を始めとする、一連の原発民事差止訴訟判決が、等しく認めるところである。（仙台地裁平成六年一月三一日判決判時一四八二号三頁＝東北電力女川原発訴訟第一審判決、大阪地裁平成五年一二月二四日判決判時一四八〇号一七頁＝高浜原発訴訟判決、金沢地裁平成六年八月二五日判決判時一五一五号三頁＝志賀原発訴訟第一審判決参照）。
第三　環境権に基づく差止訴訟につい
てまた、環境権に基づく差止訴訟についても、環境に関わる地域住民は、憲法一三条、二五条に基づき、健康な生活を維持し、快適な生活を求めるため良好な環境を享受し、かつこれを支配しうる権利、すなわち環境権を有しており、放射能による環境の汚染が、人の生命健康の侵害にいたらない段階であっても、放出される放射能による環境権侵害を防止する観点から差止を請求しうるものと解すべきである。これまでの公害の経験は、まず公害源の周囲の環境が汚染され、ついで動植物に広がり、昀後に人体被害に到達するというのが公害のメカニズムであることを教えており、有効な公害防止のためには、人体被害が発生した段階で処置を講ずるのでは手後れであり、昀初の環境汚染の段階で徹底的な防止策を講じることが不可欠だからである。
環境権に基づく差止訴訟が認められるべきことは、横断歩道橋の設置により従来の方法による道路通行権の行使が妨害され、自動車の交通量と速度の増加に伴う排気ガスの増大によって健康の損傷、風致・美観の破壊等の損傷を被り、環境権が侵害されることを理由として申請人適格を認めた国立歩道橋執行停止事件の東京地裁決定（東京地裁昭和四五年一〇月一四日決定＝行集二一巻一〇号一一八七頁）、「生活環境をその受忍すべき限度をこえて破壊されないことについて有する利益は、法的保護に値する利益であるといいうる」として実質的に環境権を法的保護に値する利益だとした右本案事件の東京地裁判決（東京地裁昭和四八年五月三一日判決＝判時七〇四号三一頁）を始めとする判例が、従来から、明示的に認め、又はこれを人格権の一部として実質的に容認してきたところであるが、原発民事差止訴訟においても、東北電力女川原発訴訟第一審判決（仙台地裁平成六年一月三一日判決＝判時一四八二号三頁）が、これを認めたところである。これに対し、環境権の主体となる権利者の範囲、権利の対象となる環境の範囲、権利の内容が不明確であるとの批判があるが、本件の具体的・個別的な事案に即して考えれば、原告らは、「もんじゅ」から約五八キロメートル以内の周辺地域に居住する住民であり、本件施設における事故発生の際はもとより、平常運転時においても、大気や海水中に放出される放射性物質によって、その生活環境を損傷され、生活・職業等に重大な被害を受けるおそれがある者に該当することは明らかであっ
て、権利者の範囲
等が不明確であるとは即断し得ない。
加えて、前記女川原発訴訟第一審判決を契機として、次のような見解も明らかにされている。「環境権については、地域住民の身体・健康・生活への具体的被害が生ずる前段階である環境破壊や悪化の段階で侵害行為を食い止めると共に、個々の住民の権利侵害とあわせて地域的広がりを持つ環境破壊を阻止できる有力な根拠となりうることも事実である。原子炉の炉心の溶融が起こり、原子炉格納容器が破壊され、核分裂生成物等が大量に且つ広域に放出される昀悪の事態が引き起こされた場合は悲惨な被害の発生が予測しうる。本件のように、一度事故が発生すると想像を絶する範囲で、また長期間にわたり汚染状態が継続する場合も予測され、晩発性障害及び遺伝性障害について十分に解明されていない現状では、個別的被害が予測される者の人格権を根拠に差止請求を議論することはもとより必要であるが、環境権に基づく差止請求の当否について、権利性の実体論についてはともかくとして、原発事故で想定しうる事態を直視した場合、環境権ないしは環境権的利益に基づく議論の方がより適当な場合が多いのではないか」（河野弘矩・判例評論四二七号三八頁＝判時一四九七号一八四頁）。
よって、環境権に基づく本件請求についても、民訴法上、請求権として民事裁判の審査対象としての適格性を有しているものというべきであり、環境権に基づく「もんじゅ」の建設・運転差止請求も、また、民訴法上の請求権としての適格性を有し、本件訴えは適法であるというべきである（同旨仙台地裁平成六年一月三一日判例判時一四八二号三頁＝東北電力女川原発訴訟第一審判決）。
第四　まとめ
以上のとおり、人格権又は環境権に基づく、本件「もんじゅ」民事差止請求２５訴訟は適法である。
第三章　立証責任と立証の負担


第一　「もんじゅ」の安全性に関する立証の負担と事実上の推定本件民事差止訴訟において、原告らが主張、立証すべき事実は、①本件原子力発電所「もんじゅ」の運転による放射性物質の発生、②「もんじゅ」の平常運転時及び事故時における右放射性物質の外部への排出の可能性、③右放射性物質の拡散の可能性、④右放射性物質の原告らの身体への到達の可能性、⑤右放射性物質に起因する放射線による被害発生の可能性に限られ、右①ないし⑤の点について原告らが必要な立証を行えば、「もんじゅ」の安全性については、被告の側において、まず、その安全性に欠ける点のないことについて、十分な根拠を示し、かつ、非公開の資料を含む必要な資料を提出したうえで立証する必要があり、被告が右立証を尽くさない場合には、「もんじゅ」に安全性に欠ける点があることが事実上推定（推認）されると解すべきである（仙台地裁平成六年一月三一日判決判時一四八二号三頁＝東北電力女川原発訴訟第一審判決参照）。
第二　被告に立証の負担を課すべきべき理由
けだし、民事訴訟における立証責任が、民事訴訟の合目的性及び平均的正義の要請に照らして、原告のみならず、被告にも応分に与えられるべきことは広く認められた証明責任に関する原則である（ローゼンベルグ「証明責任論」一〇二～一〇四頁＝判例タイムズ社）。
そして、本件「もんじゅ」差止訴訟においては、第一に、放射性物質が人間の生命身体及び動植物に対して極めて有害であることは公知の事実であり、我が国も法律もまたそれを前提として放射性物質の取扱等について厳重な規制を行っているところであるうえ（放射性同位元素等による放射線被害の防止に関する法律三、四、六、七条。原子炉規制法二四、二八、三五、三七条。原子力損害賠償法三条）、放射性物質が大量に環境に放出された時の被害の甚大性については、スリーマイル、チェルノブイリ両原発事故の例を見ても明らかであるから、ひとたび重大事故が発生した場合、人間の生命身体をもおびやかす恐れのある原発を建設・運転しようとする者には、原発の安全性を自ら積極的に立証することが要求されるものというべきである。
第二に、原発の歴史は極めて短く、その技術は確立されたものとは未だいえないことも前述の事故例に照らして明らかであり、とりわけ、本件「もんじゅ」は、安全性の実証されていない研究途上の高速増殖炉原型炉であるうえ、現実にも、ナトリウム漏洩事故を始めとする幾多の重大事故を起こしているのであるから、かかる未完成の技術に依拠せざるをえない「もんじゅ」を、あえて建設・運転しようとする者には、その安全性を自ら積極的かつ十分に立証することが要求されるというべきである。
第三に、被告は、「もんじゅ」の施設の位置、具体的構造、機能、安全対策ないし危険回避のための措置に熟知し、それらに関する証拠を容易に提出しうる立場にあるのに対し、原告らは「もんじゅ」から将来発生するかも知れない被害の程度を正確に予測し、立証しつくすことが被告に比べて困難な立場にあるのであるから、挙証の容易性、困難性の観点から、被告にこそ、「もんじゅ」の安全性に関する立証責任を負担させるのが、公平の原則に合致するというべきである。
第三　同種判例について
以上の考え方は、同種判例の採るところである。
すなわち、東北電力女川原発訴訟に関する第一審判決（仙台地裁平成六年一月三一日判決＝判時一四八二号三頁）は、次のとおり判示している。「人格権等に基づく原子力発電所の建設又は運転についての差止訴訟においては、当該原子力発電所に安全性に欠ける点があり、原告らに被害が及ぶ危険性があることについての立証責任は、人格権に基づく差止訴訟一般の原則どおり、原告が負うべきものと解される。
したがって、これを本件に即してみれば、原告らは、①原子力発電所の運転による放射性物質の発生、②原子力発電所の平常運転時及び事故時における右放射性物質の外部への排出の可能性、③右放射性物質の拡散の可能性、④右放射性物質の原告らの身体への到達の可能性、⑤右放射性物質に起因する放射線による被害発生の可能性について、立証責任を負うべきことになる。
他方、本件原子力発電所は、ウラン二三五を燃料として使用し、その稼働により、内部に毒性の強いプルトニウム二三九など人体に有害な放射性物質を大量に発生させるものであること、原告らは、本件原子力発電所から二〇キロメートルの範囲内に居住していることは前に判示したとおりであり、したがって、原告らは、いずれも本件原子力発電所における事故等による災害により、その生命・身体等に直接的かつ重大な被害を受けるものと想定される地域内に居住する者ということができるのであり、また、本件原子力発電所は平常運転時においても一定の放射性物質は環境に放出することは避け難いことは前に判示したとおりである。右のとおり、原告らは、既に前記①ないし⑤の点について原告らの必要な立証を行っていること、本件原子力発電所の安全性に関する資料をすべて被告の側が保持していることなどの点を考慮すると、本件原子力発電所の安全性については、被告の側において、まず、その安全性に欠ける点のないことについて、相当の根拠を示し、かつ、非公開の資料を含む必要な資料を提出したうえで立証する必要があり、被告が右立証を尽くさない場合には、本件原子力発電所に安全性に欠ける点があることが事案上推定（推認）されるものというべきである。そして、被告において、本件原子力発電所の安全性について必要とされる立証を尽くした場合には、安全性に欠ける点があることについての右の事実上の推定は破れ、原告らにおいて、安全性に欠ける点があることについて更なる立証を行わなければならないものと解すべきである。」